資料1-2-2
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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（補足説明資料）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

平成28年12月
東京電力ホールディングス株式会社

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

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

共通
共-1
共-2
共-3
共-4
共-5
共-6
共-7
共-8

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

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について
44-10 各号炉の弁名称及び弁番号

目次-1

45 条
45-1
45-2
45-3
45-4
45-5
45-6
45-7
45-8
45-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他の原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書
各号炉の弁名称及び弁番号

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

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 各号炉の弁名称及び弁番号

48 条
48-1 SA 設備基準適合性

一覧表
目次-2

48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 接続図
48-9 保管場所図48-10 アクセスルート図
48-11 その他の設備
48-12 各号炉の弁名称及び弁番号

49 条
49-1
49-2
49-3
49-4
49-5
49-6
49-7
49-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
各号炉の弁名称及び弁番号

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計測制御系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備
50-12 各号炉の弁名称及び弁番号

51 条
51-1
51-2
51-3
51-4

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図

一覧表

目次-3

51-5 試験及び検査
51-6 容量設定根拠
51-7 接続図
51-8 保管場所図
51-9 アクセスルート図
51-10 その他設備
51-11 各号炉の弁名称及び弁番号

52 条
52-1
52-2
52-3
52-4
52-5
52-6
52-7
52-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠計装設備の測定原理
水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1
53-2
53-3
53-4
53-5
53-6
53-7

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠
その他設備

一覧表

54 条
54-1 SA 設備基準適合性 一覧表54-2 単線結線図
54-3 配置図54-4 系統図
54-5 試験及び検査
54-6 容量設定根拠54-7 接続図
54-8 保管場所
54-9 アクセスルート図
54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーク孔の健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
目次-4

54-14 各号炉の弁名称及び弁番号

55 条
55-1
55-2
55-3
55-4
55-5
55-6
55-7
55-8

SA 設備基準適合性
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠接続図
アクセスルート図
その他設備

一覧表

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備
56-10 各号炉の弁名称及び弁番号

57 条
57-1 SA 設備基準適合性 一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について（直流電源設備について）
57-11 燃料補給に関する補足説明資料
57-12 洞道内電路について

58 条
58-1 SA 設備基準適合性

一覧表
目次-5

58-2 単線結線図
58-3 配置図
58-4 系統図
58-5 試験及び検査
58-6 容量設定根拠58-7 アクセスルート図
58-8 主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について
58-9 可搬型計測器について
58-10 主要パラメータの耐環境性について
58-11 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 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

60 条
60-1
60-2
60-3
60-4
60-5
60-6
60-7
60-8

SA 設備基準適合性一覧表
単線結線図
配置図
試験及び検査容量設定根拠保管場所図アクセスルート図
監視測定設備について

61 条
61-1
61-2
61-3
61-4
61-5
61-6

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査性
容量設定根拠

一覧表

目次-6

61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1
62-2
62-3
62-4
62-5
62-6
62-7
62-8
62-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠アクセスルート図
設備操作及び切替に関する説明書
その他設備
下線部：今回ご提出資料

目次-7

61-1
SA 設備基準適合性 一覧表

61-1-1

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
5号炉原子炉建屋内
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

緊急時対策所遮蔽（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
二酸化炭素吸収装置

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（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3(操作不要）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3

対象外

現場操作
（操作スイッチ操作）

Bf

号
第
1

関連資料

[配置図]61-3[配置図]61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

遮蔽

Ｋ

空調ユニット

Ｃ

号
関連資料
第
4

第 切り替え性3条

4
号 関連資料

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

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

2
項
第
5
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災［本文］3.18
本来の用途として使用－切替不要［試験・検査説明資料］61-5
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ａ－

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

他設備から独立Ａｃ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外［配置図］61-3
現場操作［配置図］61-3
Ａa（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）対象外［添付］61-13-2-23,24
共用する設備Ａ［配置図］61-3［系統図］61-4［配置図］61-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分

現場操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量設定根拠］61-6
Ａ［配置図］61-3

共用する設備Ａ［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-2［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号 関連資料

負荷変圧器

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）

交流分電盤

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3
操作スイッチ操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3
Bd［配置図］61-3

操作スイッチ操作

Bd［配置図］61-3

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性第4号 関連資料43

その他の電源設備

Ｉ［試験・検査説明資料］61-5
当該系統の使用にあたり切替操作が必要

その他の電源設備

Ｉ［試験・検査説明資料］61-5
Ba[単線結線図] 61-2

当該系統の使用にあたり切替操作が必要

Ba[単線結線図] 61-2

［配置図］61-3［配置図］61-3条
第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量

第通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

[単線結線図] 61-2

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの［容量設定根拠］61-5

第 共用の禁止

共用する設備2
号 関連資料

2
項
第
5
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

対象外

対象外

［配置図］61-3
Aa［配置図］61-3

1
号 関連資料Ａｂ[単線結線図] 61-2

［配置図］61-3
現場（設置場所）で操作可能

通常時は隔離又は分離

現場（設置場所）で操作可能

Aa［配置図］61-3
Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量設定根拠］61-5
Ａ－共用する設備Ａ－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-3［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

一覧表（可搬）

類型化
区分

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

類型化
区分

その他の建屋内(5号炉原子炉建屋)

C

屋外

D

(有効に機能を発揮する)－(有効に機能を発揮する)－(海水を通水しない)

対象外(海水を通水しない)

対象外

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

可搬型陽圧化空調機

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない)(電磁波により機能が損なわれない)－
対象外［配置図］61-3

現場操作(操作スイッチ操作)(弁操作)(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない)(電磁波により機能が損なわれない)－－［配置図］61-3

Bd
Bf

設備の運搬，設置，
操作スイッチ操作，接続作業

Bc,Bd,
Bg

号
第
1

関連資料

［本文］61-3

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

空調ユニットC

内燃機関，発電機

G,H

号
関連資料
第 切り替え性［試験・検査説明資料］61-5［試験・検査説明資料］61-5

本来の用途として使用－切り替え不要

当該系統の使用にあたり切替操作が必要

4
号 関連資料悪 系統設計影

他設備から独立Ac

通常時は隔離又は分離

Ab

5
号

響 その他(飛散物)
防(考慮対象なし)

対象外

－

対象外

第 設置場所63条［配置図］61-3

第止 関連資料第4－Ba

号 関連資料第 可搬SAの容量[配置図]61-3
現場操作

－
A

［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

現場操作

Aa

［配置図］61-3

A

その他設備

C

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2［配置図］61-3

第 異なる複数の接続箇所の確保

対象外

第 設置場所3
項より簡単な接続号 関連資料5
号 関連資料

第［容量設定根拠］61-5

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号[容量設定根拠書] 61-6
C

－
－

対象外

(放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定)－［配置図］61-3
Ab［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

対象外－［配置図］61-3
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

A,C［配置図］61-3
対象外(放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定)

ボルト・ネジ接続，より簡単な接続

屋外(共通要因の考慮対象設備あり)

Ba［保管場所図］61-7A［配置図］61-3

屋外アクセスルートの確保

B［配置図］61-8(共通要因の考慮対象設備なし)

対象外

防止設備-対象(代替対象DB設備有り)-屋外

Ab(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障防止関連資料［配置図］61-3

61-1-4［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
空気ボンベ陽圧化装置

類型化区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）差圧計（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

[配置図]61-3[配置図]61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
5

容器(タンク類)

Ｃ

計測制御設備Ｊ

号
関連資料
第 切り替え性－
本来の用途として使用－切替不要

4
号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

Ａ－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 設置場所
6

3
条

Ａ

－

止 関連資料
第
4

－

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量

－
Ａ

現場操作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－－

より簡単な接続Ｃより簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-5－

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

酸素濃度計
（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）二酸化炭素濃度計（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

－

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

計測制御設備

Ｊ

計測制御設備Ｊ

号
関連資料
第 切り替え性－
本来の用途として使用－切替不要

4
号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

Ａ－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 設置場所
6

3
条

Ａ

－

止 関連資料
第
4

－

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量

－
Ａ

現場操作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－－

より簡単な接続Ｃより簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-6－

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
61条：緊急時対策所

第1号

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性

可搬型エリアモニタ（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

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）

関連資料

現場操作

関連資料

計測制御設備関連資料（本来の用途として使用）

他設備から独立Ａｃ（考慮対象なし）

対象外

現場（設置場所）操作

6
号 関連資料Aa－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

関連資料

Ａ

－

第 可搬SAの接続性
2

より簡単な接続号 関連資料Ｃ－

第 異なる複数の接続箇所の確保対象外

3号 関連資料対象外－

第 設置場所4
号 関連資料（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第 保管場所5
号 関連資料

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

－

－
Ａｂ

［保管場所図］61-7

第 アクセスルート
6号 関連資料

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

対象外

－

第 設置場所

第
3
項

Ｊ

－

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

Ｂ

－

第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3
条

－

－

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
5
号

第
5
号

－

［配置図］61-3

第 操作性
2
号
第
1
項

一覧表（可搬）要因故サポート系要因
障防止関連資料

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外－

61-1-7

61-2
単線結線図

61-2-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 6SA-1

M/C 6SB-2

M/C 6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

M/C 5SA-2

M/C 5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
6.9kV M/C7C

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

6.9kV M/C6D

6.9kV M/C5C

6.9kV M/C6E

C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置

動力変圧器

480V P/C 7C-1

480V
MCC 7C-1-6

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C：パワーセンタ

480V P/C 6D-1

480V P/C 6E-1

480V P/C 5C-1

MCC：モータ・コントロール・センタ

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8【凡例】

可搬ケーブル

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

蓄電池
2,400Ah：配線用遮断器
充電器
蓄電池
1,000Ah
負荷変圧器

充電器

交流分電盤③〇照明設備（コンセント負荷含む）

交流分電盤①〇換気空調設備
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機
・パッケージエアコン
・二酸化炭素吸収装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇必要な情報を把握できる設備
・緊急時対策支援システム電槽装置
・SPDS表示装置〇通信連絡設備
・無線連絡設備
・衛星電話設備・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・局線加入電話設備
・テレビ会議システム
・電力保安通信用電話設備（FAX）
・衛星電話設備（社内向）〇放射線管理設備

図 61-2-2

交流分電盤②〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備【使用可能な場合】〇通信連絡設備
・送受話器[使用可能な場合]〇通信連絡設備・電力保安通信用電話設備

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-2-2単線結線図：重大事故等対処設備：6/7号炉設計
基準対象施設61-3
配置図61-3-1

図 61-3-1

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-2配置図

図 61-3-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部及び待機場所

61-3-3配置図

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部

6 号及び７号炉再起動時のプルーム放出前

対策本部レイアウト

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所現場要員待機場所

6 号及び 7 号炉再起動時のプルーム放出前後緊急時対策所
現場要員待機場所レイアウト
図 61-3-12 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の緊急時対策要員
61-3-4配置図（その１）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部

6 号及び７号炉再起動時のプルーム通過中

対策本部レイアウト

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部

6 号及び７号炉再起動時のプルーム通過後
図 61-3-13

対策本部レイアウト

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の緊急時対策要員
61-3-5配置図（その２）

図 61-3-15

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 1 階近辺
61-3-6

電源設備配置図図 61-3-16

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 3 階近辺
61-3-7

電源設備配置図図 61-3-18

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-8遮蔽

配置図（その 1）

図 61-3-19

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-9遮蔽

配置図（その 2）

図 61-3-21

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部バウンダリ
61-3-10配置図

図 61-3-22

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所
61-3-11

換気空調設備配置図

図 61-3-24

代替交流電源設備
61-3-12配置図

図 61-3-27

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，差圧計

61-3-13

配置図

61-4
系統図

61-4-1

図 61-4-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備 系統概略図（プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化時）

61-4-2

図 61-4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備 系統概略図（プルーム通過中：空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化時）

61-4-3

61-5
試験及び検査61-5-1

油漏れ点検，機能点検，発電機の絶縁抵
抗測定を定期的に実施する。

図 61-5-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備構造図

61-5-2

図 61-5-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備用ケーブル

61-5-3試験系統図

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 6SA-1

M/C 6SB-2

M/C 6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

M/C 5SA-2

M/C 5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
6.9kV M/C7C

模擬
負荷

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

6.9kV M/C6D

6.9kV M/C6E

6.9kV M/C5C

C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置

動力変圧器

480V P/C 7C-1

480V
MCC 7C-1-6

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C：パワーセンタ

480V P/C 6D-1

480V P/C 6E-1

480V P/C 5C-1

MCC：モータ・コントロール・センタ

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8【凡例】

可搬ケーブル

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

蓄電池
2,400Ah：配線用遮断器
充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器

充電器

交流分電盤③〇照明設備（コンセント負荷含む）

図 61-5-12

交流分電盤①〇換気空調設備
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機
・パッケージエアコン
・二酸化炭素吸収装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇必要な情報を把握できる設備
・緊急時対策支援システム電槽装置
・SPDS表示装置〇通信連絡設備
・無線連絡設備
・衛星電話設備・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・局線加入電話設備
・テレビ会議システム
・電力保安通信用電話設備（FAX）
・衛星電話設備（社内向）〇放射線管理設備

交流分電盤②〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備【使用可能な場合】〇通信連絡設備・送受話器：重大事故等対処設備：6/7号炉設計
基準対象施設[使用可能な場合]〇通信連絡設備・電力保安通信用電話設備

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-5-4

試験系統図（模擬負荷による電源設備の出力性能確認）

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 6SA-1

M/C 6SB-2

M/C 6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

M/C 5SA-2

M/C 5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
6.9kV M/C7C

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

6.9kV M/C6D

6.9kV M/C5C

6.9kV M/C6E

C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置

動力変圧器

480V P/C 7C-1

480V
MCC 7C-1-6

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C：パワーセンタ

480V P/C 6D-1

480V P/C 6E-1

480V P/C 5C-1

MCC：モータ・コントロール・センタ

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8【凡例】

可搬ケーブル

D/G

負荷変圧器及び接続されたケーブルは絶縁抵抗測定が可能である。

：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

蓄電池
2,400Ah：配線用遮断器
充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器

充電器

交流分電盤③〇照明設備（コンセント負荷含む）

交流分電盤①〇換気空調設備
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機
・パッケージエアコン
・二酸化炭素吸収装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇必要な情報を把握できる設備
・緊急時対策支援システム電槽装置
・SPDS表示装置〇通信連絡設備
・無線連絡設備
・衛星電話設備・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・局線加入電話設備
・テレビ会議システム
・電力保安通信用電話設備（FAX）
・衛星電話設備（社内向）〇放射線管理設備

交流分電盤②〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備【使用可能な場合】〇通信連絡設備
・送受話器[使用可能な場合]〇通信連絡設備・電力保安通信用電話設備

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所図 61-5-13

負荷変圧器

61-5-5

試験系統図：重大事故等対処設備：6/7号炉設計
基準対象施設

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 6SA-1

M/C 6SB-2

M/C 6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

M/C 5SA-2

M/C 5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
6.9kV M/C7C

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

6.9kV M/C6D

6.9kV M/C6E

6.9kV M/C5C

C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置

動力変圧器

480V P/C 7C-1

480V
MCC 7C-1-6

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C：パワーセンタ

480V P/C 6D-1

480V P/C 6E-1

480V P/C 5C-1

MCC：モータ・コントロール・センタ

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8【凡例】

可搬ケーブル

D/G

交流分電盤は絶縁抵抗測定が可能である。

：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

蓄電池
2,400Ah：配線用遮断器
充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器

充電器

交流分電盤③〇照明設備（コンセント負荷含む）

交流分電盤①〇換気空調設備
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機
・パッケージエアコン
・二酸化炭素吸収装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇必要な情報を把握できる設備
・緊急時対策支援システム電槽装置
・SPDS表示装置〇通信連絡設備
・無線連絡設備
・衛星電話設備・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・局線加入電話設備
・テレビ会議システム
・電力保安通信用電話設備（FAX）
・衛星電話設備（社内向）〇放射線管理設備

交流分電盤②〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備【使用可能な場合】〇通信連絡設備
・送受話器

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所図 61-5-14

交流分電盤

61-5-6

試験系統図[使用可能な場合]〇通信連絡設備・電力保安通信用電話設備：重大事故等対処設備：6/7号炉設計
基準対象施設〇5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化に関する試験・検査性について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化に関する点検及び検査は表61-5-1 の通りである。
表 61-5-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化機能に関する試
験・検査性

プラント状態
運転中
又は
停止中

項目
外観検査

機能・性能試験内容
外観確認
気密性，陽圧化機能の確認
運転性能の確認

可搬型陽圧化空調機，差圧計各々の点検を行うと共に，これら設備を組み合わせた状態で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化機能・性能が正常であることを確認する。
二酸化炭素吸収装置の機能・性能検査は，対策要員が待避時間 10h に発生する二酸化炭素量を吸収するために必要な二酸化炭素吸収剤量が確保されていることを確認する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能・性能検査は，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に対して，可搬型陽圧化空調機により定格流量により高気密室内を規定差圧に陽圧化できることを確認する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所においては，機能・性能検査として 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置の空気ボンベより規定流量の空気を高気密室に供給した場合，高気密室内を規定差圧に陽圧化できることを確認する。

61-5-7

図 61-5-15 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備 系統概略図（プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化時）

図 61-5-16

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化時）の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

61-5-8

○酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計の試験・検査性について
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正ガスによる性能検査が可能な設計とする。また差圧計は校正済みのものを定期的に入れ替えて使用することとし，高気密室の気密性，陽圧化機能を確認する時点に併せて指示を確認する設計とする。
酸素濃度計概略図を図 61-5-17，二酸化炭素濃度計概略図を図 61-5-18 に示す。

図 61-5-17

図 61-5-18

酸素濃度計の概略図

二酸化炭素濃度計の概略図

61-5-9

○可搬型エリアモニタの試験・検査性について
可搬型エリアモニタはプラント運転中，プラント停止中に，模擬入力による機能・性能試験及び校正が可能とし，機能・性能の確認が可能な設計とする。
可搬型エリアモニタ概略図を図 61-5-19 に示す。

図 61-5-19

可搬型エリアモニタの概略図

61-5-10

61-6
容量設定根拠61-6-1

名称
免震重要棟内緊急時対策所／
隣接区画の陽圧化差圧
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所／隣接区画の陽圧化差圧

陽圧化に必要な差圧
Pa

20 以上

Pa

20 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化バウンダリ
は，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリーク
は隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等時の室内の温度を免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のある原子炉建屋付属棟の設計最高温度 40℃，隣接区画を外気の設計最低温度-17℃と仮定すると，免震重要棟内緊急時対策所の待避室の階層高さ 4.35ｍ，及び，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所の待避室の階層高さは 3.3ｍより，以下のとおり約 12Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝(1.378－1.127)×4.35＝1.092 kg/m2(≒12Pa)
このため，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化バ
ウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。

61-6-2

名称

可搬型陽圧化空調機

台数台

免震重要棟内緊急時対策所 15 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 1(予備機 1(免震重要棟内緊急時対策所,
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で共用))

容量

㎥/h/台

468 以上(注 1)，(600 以上(注 2))

機器仕様に関する注記

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】(1)換気量(a)収容人数・収容対策要員人数：72 人(b)許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許容二酸化炭素濃度は，JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規定」に定める 0.5%以下とする。許容酸素濃度は，労働安全衛生法 酸素欠乏防止規則に定める 18％以上とする。
(c)必要換気量の計算式①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量(Q 1)
・収容人数：n＝72 人・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)
・二酸化炭素発生量：M＝0.030m 3/h/人(空気調和・衛生工学便覧の軽作業の作業程度の吐出し量)
・必要換気量：Q1＝100×M×n÷(C－C0 ) m 3/h(空気調和・衛生工学便覧の CO2 濃度基準必要換気量)
Q1 ＝100×0.030×72÷(0.5－0.039)＝468[m 3/h]
②酸素濃度基準に基づく必要換気量(Q2)
・収容人数
：72 人
・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：Q2 ＝c×(a－d)×n÷(a－b)m3/h(空気調和・衛生
工学便覧の O 2 濃度基準必要換気量)

61-6-3

【設定根拠】(続)Q2 ＝0.48×(20.95－16.4) ×72÷(20.95－18.0)＝53.3[m 3/h]ⅴ)必要換気量
上記より，窒息防止に必要な換気量は，二酸化炭素濃度基準の必要換気量が制限となる
ことから，468m3/h 以上に余裕をもたせた 600m3/h/台以上×1 台を確保する。

61-6-4

名称

空気ボンベ陽圧化装置

本数本

95 以上 (注 1)，(約 110(注 2))

容量

L/本

47

充填圧力

MPa

約 15(35℃)

機器仕様に関する注記

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】(1)必要換気量(a)収容人数・収容対策要員人数：69 人(b)許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許容二酸化炭素濃度は，JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事
故時被ばくに関する規定」に定める 0.5%以下とする。許容酸素濃度は，労働安
全衛生法 酸素欠乏防止規則に定める 18％以上とする。
(c)必要換気量の計算式①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝69 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＝0.030m3/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＝100×0.030×69÷(0.5－0.039)＝449.19(≒450m3/h)②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝69 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：Q1＝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)×69÷(20.95－18.0)＝51.06(≒52m3/h)

61-6-5

【設定根拠】(続)

空気ボンベ陽圧化装置の運転じにおいては，二酸化炭素吸収装置により二酸
化炭素濃度上昇を抑制していることから，必要換気量は酸素濃度基準に基づく
52m3/h 以上とする。
(2)必要ボンベ本数
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の高気密室を 10 時間陽圧化する必要最低限の ボ ン ベ 本 数 は 酸 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 52m3/h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m3/本から下記の通り 95 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 95 本以上となる。
52m3/h÷5.50m3/本×10 時間＝94.54(94.5454545)≒95 本
設備の公称値としては予備 15 本を含めて合計で 110 本を設置する。

61-6-6

名称

二酸化炭素吸収装置

台数

台

容量

kg

機器仕様に関する注記

1 台(予備 1 台)―

【設定根拠】(1)二酸化炭素の除去原理及び吸収性能
二酸化炭素吸収装置の吸収剤は，主成分が酸化カルシウム(消石灰)であり，大気中の二酸化炭素と触媒等がなくても直接反応可能とし，単位質量当りの二酸化炭素を
m3/kg吸収可能な設計とする。
Ca(OH) 2 ＋ CO 2 → CaCO 3 ＋ H2O(2)二酸化炭素吸収剤容量
二酸化炭素吸収装置は，外気を遮断した高気密室内に収容人数69人が10時間待避した場合において，室内の二酸化炭素量濃度を0.5％以下に維持するために十分な量の二酸化炭素吸収剤容量として，表1の計算結果よりkg/台を確保する設計とする。

なお，必要吸収剤量及び設計吸収剤量については下記の通り定義する。
必要吸収剤量＝設計 CO2 発生量÷吸収剤吸収性能
設計吸収剤量＝必要吸収剤量×設計裕度
表1

吸収剤必要量の設計条件

項目

設計値

A

空間容積

610 m 3高気密室の容積

B

空隙率

0.95

―

C

収容人数

69 人

プルーム通過中を想定

D

陽圧化時間

10 h

―

E

二酸化炭素発生量0.030m 3/h/人

軽作業(空気調和衛生工学便覧)

F0初期二酸化炭素濃度

0.039％

国際標準大気濃度F1

許容二酸化炭素濃度0.5％

労働安全衛生規則

18.03 m備考

3H

積算二酸化炭素発生量

I

吸収剤 CO 2 吸収性能

―

J

設計裕度

―

K

吸収剤必要量H÷I

61-6-7

C×D×E－(F 1－F 0)×A×B÷100

名

称5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

台

数

台

2(予備 3)

容

量

kVA/台

200

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合の重大事故等対処設
備(電源の確保)として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を設置する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源装置は，１台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有する。一方，燃料補給時，停止する必要があることから，１台追加配備し，速やかに切り替えることができる構成としている。
1．容量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の容量は，以下の表に示す必要な負荷を基に設定する。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は重大事故等対処時の必要負荷と，重大事故等以外の一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した際の適切な措置のために必要な負荷がほぼ同等となる。(表 2)
表25 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備約 13kVA
照明設備
約 19kVA(コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料系統は付属の油タンク(990L)
等で構成される。付属の油タンクは重大事故等時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に電源供給(60kVA の負荷に電源供給)した場合，約 66 時間の連続運転が可能な容量を持つ。

図15 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源装置燃料性能表

61-6-8

名

称

負荷変圧器

台

数

台

1

容

量

kVA/台

75

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
負荷変圧器は，設計基準事故対処設備の電源が喪失(全交流動力電源喪失)した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
負荷変圧器の容量は，以下の表に示す必要な負荷容量に対し余裕を考慮し 75kVA とする。
(表 3)
表3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備約 13kVA
照明設備
約 19kVA(コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-9

名
台

称

交流分電盤

数

台

3

母線容量

A/台

600

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
交流分電盤は，設計基準事故対処設備の電源が喪失(全交流動力電源喪失)した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
交流分電盤の定格電流は，以下の表に示す必要な負荷を３つの交流分電盤に分散させ接続するが，保守的に１つの交流分電盤に接続した場合を想定すると，負荷電流は 60kVA÷
110V＝546A となり，母線容量は余裕を考慮し，600A とする。(表 4)
表45 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備約 13kVA
照明設備
約 19kVA(コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-10

61-7
保管場所図

61-7-1

図 61-7-1 免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 保管場所位置図

61-7-2

図 61-7-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時待避所（対策本部）居住性対策設備 位置図（その 1）

61-7-3

図 61-7-5 5 号炉原子炉建屋内緊急時待避所（対策本部）居住性対策設備 位置図（その 2）

61-7-4

図 61-7-8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタ 保管位置図

61-7-5

61-8
アクセスルート図61-8-1

図 61-8-1

免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ルート

61-8-2

アクセス

61-9

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

61-9-i

目

次

1. 概要
1.1 設置の目的
1.2 拠点配置
1.3 新規制基準への適合方針
2. 設計方針
2.1 建物及び収容人数について
2.2 電源設備について
2.3 遮蔽設計について
2.4 換気空調系設備について
2.5 必要な情報を把握できる設備について
2.6 通信連絡設備について
3. 運用
3.1 必要要員の構成，配置について
3.2 事象発生後の要員の動きについて
3.3 汚染持ち込み防止について
3.4 配備する資機材の数量及び保管場所について
4. 耐震設計方針について
5. 添付資料
5.1 チェンジングエリアについて
5.2 配備資機材等の数量等について
5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
5.4 SPDS のデータ伝送概要とパラメータについて
5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について
5.6 原子力警戒態勢，緊急時態勢について
5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について（5.8 免震重要棟内緊急時対策所の耐震性について略）

5.9 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5.10 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について5.11 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて
5.12 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 の 緊 急 時 対 策 本 部 体 制 と 指 揮 命 令 及 び 情 報 の 流れについて
5.13 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について

61-9-ii

1. 概要1.1 設置の目的
本申請において，当社柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，柏崎刈羽原子力発電所の事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟に「免震重要棟内緊急時対策所」
を，5 号炉原子炉建屋内に「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」の 2 拠点を設置することにより適合を図る。柏崎刈羽原子力発電所ではこれら 2 拠点を，一次冷却系統に係る 発 電 用原 子 炉施 設 の損 壊 そ の他 の 異常 が 発生 し た 場合 ， 並び に 重大 事 故 等が 発生した 場 合 にお い て， 中 央制 御 室 以外 の 場所 か ら適 切 な 指示 又 は連 絡 を行 う た めに 使用する拠点と位置付ける。
また 2 拠点を，重大事故等に対処するための要員がとどまることができるよう遮蔽，
換 気 に つい て 考慮 し た設 計 と する と 共に ， 代替 交 流 電源 設 備か ら の給 電 が 可能 な設計とする。
これら 2 拠点は，耐震構造と免震構造を採用した建物構造の設計多様性を有する他，電源設備が 6 号及び 7 号炉，さらには免震重要棟内緊急時対策所と 5 号炉原子炉建屋
内 緊 急 時対 策 所と で 相互 に 独 立し て おり ， また 異 な る代 替 交流 電 源給 電 方 式を 採用した設備設計の多様性を有する設計とする。
発電所内に位置的に分散した複数の，かつ多様性を有する緊急時対策所拠点を備える
こ と で 重大 事 故等 へ の対 応 性 向上 に ，ま た 更な る 想 定外 事 象へ の 対応 に 資 する ことが可能な設計とする。

（１）緊急時対策所の特徴
免震重要棟内緊急時対策所は免震構造を有した免震重要棟に設置する設計とする。免
震 構 造 を有 し た建 物 は， 発 電 施設 等 に大 き な影 響 が 生じ る 可能 性 があ る 短 周期 地震に対 し て 優位 性 を有 し てお り ， 免震 重 要棟 は 建築 基 準 法告 示 で規 定 され る 地 震動 を 1.5倍 し た 地震 力 に対 応 する 設 計 とす る 。さ ら に， 免 震 重要 棟 内緊 急 時対 策 所 は， 迅速な
拠 点 立 ち上 げ を可 能 とす る た め， 対 策要 員 の執 務 室 ・宿 直 室に 近 い場 所 に 設置 する設計とする。
ただし，免震重要棟内緊急時対策所を設置する免震構造を有した免震重要棟においては ， 非 常に 大 きな 長 周期 成 分 を含 む 一部 の 基準 地 震 動に 対 して は 通常 の 免 震設 計クライテリアを満足しない場合がある。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置する
61-9-1-1

設計とする。5 号炉原子炉建屋に設置する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉，7 号炉において想定される全ての事象に対し緊急時対策所の拠 点 と して 使 用で き るよ う ， 基準 地 震動 に よる 地 震 力に 対 して も 機能 喪 失 しな い設計とする。
また，設計自体の保守性を考慮すると，仮に基準地震動が発生したとしても免震重要
棟 内 緊 急時 対 策所 が 継続 利 用 可能 な 場合 も 想定 出 来 るこ と から ， 地震 後 の 損傷 状況を踏まえた上で，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との使い分けを行う設計とすることが，多 様 性 の観 点 から 有 益と 考 え る。 地 震発 生 時の 緊 急 時対 策 所拠 点 の運 用 に 関す る考え方については，3.2 にて後述する。
表

1.1-1 各緊急時対策所の特徴

緊急時対策所

免震重要棟内緊急時対策所

特徴
・発電施設に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震に対して優位性を有している。
・対策要員の執務室・宿直室に近く，本部要員参集等の初動体制を迅速かつ容易に確立できる。
・事務建屋執務室内にいる所員等，緊急時対策所以外の要員との連携が比較的容易である。
・代替電源設備をはじめとする緊急時対策所諸設備が常設である
ため，緊急時対策所拠点の立ち上げが迅速かつ容易である。
・免震重要棟内緊急時対策所を設置する免震構造を有した免震重
要棟 においては ，非常に大 きな長周期 成分を含む 一部の基準 地
震動 に対しては 通常の免震 設計クライ テリアを満 足しない場 合がある。

5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所

・基準地震動を含むすべての想定事象発生時において，対策要員
が緊 急時対策所 内にとどま り，指揮・ 復旧活動を 行うことが 可能である。

なお，免震重要棟内緊急時対策所及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所各々について，
重大事故時のプルーム通過時においても重大事故等に対処するために必要な指示を行う
要員，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な要員を収容するため，緊急時対策所内に居住性を高めた待避室
又は対策本部を設置する設計とする。
免震重要棟内緊急時対策所及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能概要比較を以下に示す。

61-9-1-2

表

1.1-2

緊急時対策所の機能概要比較
事故想定と拠点活用

緊急時対策所

場所

面積
耐震性

プルーム時
居住性

その他

(*2)

緊急時対策所
活用ケース

免震重要棟内緊急時対策所
２階

免震重要棟(免 震 構 造 )約 810㎡△ (*1)－○

ケース１

免震重要棟内緊急時対策所
１階
（待避室）

同上

約 238㎡△ (*1)○○

ケース２

5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋（耐震構造）

約 318㎡○－○ (*3)

ケース３

5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（対策本部）

同上

約 140 ㎡○○

○ (*3)

ケース４

＜ 凡例＞

○ ：活用可能，△ ：活用 場合がある，－ ：設計 配慮外(*1) 一部の 基準地 震動に よる地 震力に 対する耐震 性を説 明する ことが困難 である が，建築 基準 法告示 で規定 される地震 動の 1.5 倍 の地震力 に対 して機 能を喪 失しないた め上記 表の通 りとし た。
(*2)「 そ の 他 」 と は ， 設 計 基 準 事 故 へ の 対 処 ケ ー ス の ほ か ， 地 震 の 影 響 を 受 け ず ， 重 大 事 故等 に伴う プルー ム通過の影 響も受 けない ケースを指 す。
(*3) 5 号炉原 子炉建 屋内 緊急時 対策所 用可搬型電 源設備 が損傷 の場合，大 湊側高 台保管 場所
か ら予備 の同可 搬型電源設 備を移 動させ 接続替えを 行い， 電源設 備の機能を 修復す る。

61-9-1-3

1.2 拠点配置
免震重要棟内緊急時対策所及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置図を以下に示す。
免震重要棟内緊急時対策所は，十分な支持力を有する番神砂層の上に設置された免震重要棟に設置する設計とする。また，敷地高さT.M.S.L. * +13mの免震重要棟に設置すること
により，発電所への津波による影響を受けにくい設計とする。配置は，6号炉，7号炉中央制御室から直線距離で約1,700m離れた位置（アクセス道路での移動距離は約2,900m）とし，また，換気設備及び電源設備を6号炉，7号炉中央制御室から独立させることにより，6号炉，7号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，十分な耐震性を有する5号炉原子炉建屋に設置する。
また，敷地高さT.M.S.L.+12mの5号炉原子炉建屋の3階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設置す
ることにより，発電所への津波による影響を受けない設計とする。配置は，6号炉，7号炉
中央制御室から直線距離で約200m離れた位置（アクセス道路での移動距離は約400m）とし，また，換気設備及び電源設備を6号炉，7号炉中央制御室から独立させることにより，6号炉，7号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）

図1-1

免震重要棟内緊急時対策所及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-1-4

配置図

1.3 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
緊急時対策所に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は
以下表 1.3-1, 1.3-2 の通りである。
表 1.3-1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第三十四条（緊急時対策所）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

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

第３４条（緊急時対策所）

第 三 十 四 条 工 場 等 に は 、一 次 冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし，免震重要棟内緊急時対策
所 ，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。

表 1.3-2 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」 第四十六条（緊急時対策所）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

61-9-1-5

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし，免震重要棟内緊急時対策
所 ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。
また各々の緊急時対策所は
災 害 時 に 必 要 な 180 名 の 対 策
要員を収容できる設計とする。
ま た ，中 央 制 御 室 内 の 運 転 員を介さずプラントの状態を把握するために必要なパラメー
タを収集・表示するために設置する必要な情報を把握できる 設 備 (安 全 パ ラ メ ー タ 表 示
シ ス テ ム （ SPDS） )を 免 震 重 要
棟 内 緊 急 時 対 策 所 及 び 5号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

ま た ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施 設
及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視及び測定し、並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を免震重要棟内緊急時対策所及び5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策所に表示できる設備を設ける。
さ ら に ，所 外 の 緊 急 時 対 策 支援 シ ス テ ム （ ERSS） へ 必 要 な
データを伝送できる設備を，
免震重要棟内緊急時対策所及び 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所に設置する設計とする。
事故に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が出来る通信連絡設備を免震
重要棟内緊急時対策所及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。
さ ら に ，発 電 所 外 の 関 連 箇 所と必要な通信連絡を行うための，専用であって多様性を有した通信回線で構成する通信連絡設備を免震重要棟内緊急時 対 策 所 及 び 5号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所に設置する設計とする。

さ ら に 、酸 素 濃 度 計 を 施 設 し な け れ
ば な ら な い 。酸 素 濃 度 計 は 、設 計 基
準 事 故 時 に お い て 、外 気 か ら 緊 急 時
対 策 所 へ の 空 気 の 取 り 込 み を 、一 時
的 に 停 止 し た 場 合 に 、事 故 対 策 の ための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できる も の で あ る こ と 。ま た 、所 定 の 精
度 を 保 証 す る も の で あ れ ば 、常 設 設備、可搬型を問わない。

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に対策要員の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,免震重要棟内緊急時対策所の送・排風機により外気を取り入れることができる設計としている他，必要に応じて換気系を一時的に停止する運用とす る 。 ま た ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所は必要な換気ができる設計としている他，必要に応じて換気系を一時的に停止する運用とする。
免震重要棟内緊急時対策所
及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急
時 対 策 所 で は ,空 調 隔 離 時 でも酸素濃度計及び二酸化炭素
濃 度 計 に よ り ,室 内 環 境 を 確認することができる。

61-9-1-6

適合方針以下は，外部からの衝撃による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-3 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（外部からの衝撃による損傷の防止）

第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷防止）

第六条 安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。
次 項 に お い て 同 じ 。）が 発 生 し た
場合においても安全機能を損な
わないものでなければならない。

１ 第６条は、設計基準において想定 さ れ る 自 然 現 象（ 地 震 及 び 津 波 を除 く 。）に 対 し て 、安 全 施設 が 安 全
機能を損なわないために必要な安全 施 設 以 外 の 施 設 又 は 設 備 等（ 重 大事 故 等 対 処 設 備 を 含 む 。）へ の 措 置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される
自 然 現 象 」と は 、敷 地 の 自 然 環 境 を
基 に 、洪 水 、風（ 台 風 ）、竜 巻 、凍結 、降 水 、積 雪 、落 雷、地滑 り 、火山 の 影 響 、生 物 学 的 事 象 又 は 森 林 火
災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）
が発生した場合においても安全機
能 を 損 な わ な い も の 」と は 、設 計 上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において 、自 然 事 象 そ の も の が も た ら す 環
境条件及びその結果として施設で
生 じ 得 る 環 境 条 件 に お い て 、そ の 設備が有する安全機能が達成されることをいう。

２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

４ 第２項に規定する「重要安全施設 」に つ い て は 、「 発 電 用軽 水 型 原
子炉施設の安全機能の重要度分類に 関 す る 審 査 指 針 」（ 平 成 ２ 年 ８ 月
３０日原子力安全委員会決定）の「 Ⅴ ．２ ．（ ２ ）自 然 現 象 に 対 す る
設 計 上 の 考 慮 」に 示 さ れ る も の と する。
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される 自 然 現 象 」と は 、対 象 と な る 自 然
現 象 に 対 応 し て 、最 新 の 科 学 的 技 術
的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお、過去の記録、
現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとする。

61-9-1-7

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，設計基準において想定される自然現象に対して，免震重要棟内緊急時対策
所 及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊
急時対策所が安全機能を損なわない様，必要な措置をとった設計とする。*

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

６ 第２項に規定する「適切に考慮し た も の 」と は 、大 き な 影 響 を 及 ぼ
すおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するも の で は な く 、そ れ ぞ れ の 因 果 関 係
及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。

３ 安全施設は、工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事
象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意に よ る も の を 除 く 。）に 対 し て 安
全機能を損なわないものでなければならない。

７ 第３項は、設計基準において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（ 故 意 に よ る も の を 除 く。）に 対
し て 、安 全 施 設 が 安 全 機 能 を 損 な わ
ないために必要な安全施設以外の
施 設 又 は 設 備 等（ 重 大 事 故 等 対 処 設
備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を
除 く 。）」と は 、敷 地 及 び 敷 地 周 辺の状況をもとに選択されるものであ り 、飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ）、ダ
ム の 崩 壊 、爆 発 、近 隣 工 場等 の 火 災 、
有 毒 ガ ス 、船 舶 の 衝 突 又 は 電 磁 的 障
害 等 を い う 。な お 、上 記 の 航 空 機 落
下 に つ い て は 、「 実 用 発 電 用 原 子 炉
施設への航空機落下確率の評価基
準 に つ い て 」 （ 平 成 14・ 07・ 29 原
院 第 4 号（ 平 成 １ ４ 年 ７ 月 ３ ０ 日 原子 力 安 全・保 安 院 制 定 ））等 に 基 づ
き 、防 護 設 計 の 要 否 に つ い て 確 認 す
る。

*

適合方針

「 5.10 設 置 許 可 基 準 規 則 第 ６ 条 （ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 ） へ の 適 合 方 針 に つ い て 」
として後述する。

61-9-1-8

以下は，火災による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-4 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第八条（火災による損傷の防止）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（火災による損傷の防止）

第８条（火災による損傷の防止）

第八条 設計基準対象施設は、火 １ 第８条については、設計基準に
災 に よ り 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
全 性 が 損 な わ れ な い よ う 、火 災 の 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 が 損 な わ れ な
発 生 を 防 止 す る こ と が で き 、 か い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
つ 、早 期 に 火 災 発 生 を 感 知 す る 設 設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
備（ 以 下「 火 災 感 知 設 備 」とい う 。） 防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よ
及 び 消 火 を 行 う 設 備（ 以 下「 消 火 る 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 め
設 備 」と い い 、安 全 施 設 に 属 す る て い る 。
も の に 限 る 。）並 び に 火 災 の 影 響 ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子炉 施 設 のを 軽 減 す る 機 能 を 有 す る も の で 安 全 性 が 損 な わ れ な い 」とは 、安 全
なければならない。
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。
２ 第 ８ 条 に つ い て 、別 途 定め る「 実用発電用原子炉及びその附属施設の 火 災 防 護 に 係 る 審 査 基 準 」（ 原 規
技 発 第 1306195 号（ 平 成 ２ ５ 年 ６ 月
１ ９ 日 原 子 力 規 制 委 員 会 決 定 ））に適合するものであること。
２ 消火設備（安全施設に属するも の に 限 る 。）は 、破 損 、誤 作 動
又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわない
ものでなければならない。

３ 第２項の規定について、消火設
備 の 破 損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き
た場合のほか、火災感知設備の破損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き た こ とにより消火設備が作動した場合にお い て も 、発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停止させるための機能を損なわないものであること。

61-9-1-9

適合方針

免震重要棟内緊急時対策所
及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備及びそれらへのア
クセスルートに対して，不燃性材料又は難燃性材料の使用による火災の発生防止対策を実施する設計とする。
万一，免震重要棟内緊急時
対 策 所 及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所（緊急時対策
所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルー
トを含む）に火災が発生した
場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，
当該緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。

（２）重大事故等への対処
緊急時対策所に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下の通りである。
表 1.3-5 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第六十一条（緊急時対策所）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

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

第６１条（緊急時対策所）

第 六 十 一 条 第 三 十 四 条 の規 定 により設置される緊急時対策所は、
重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられる よ う 、次 に 掲 げ る も の で な け ればならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

１ 第１項及び第２項の要件を満たす 緊 急 時 対 策 所 と は 、以 下 に 掲 げ る
措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し 、免 震 機 能 等 に よ り 、緊 急 時 対 策所の機能を喪失しないようにすると と も に 、基 準 津 波 の 影 響 を 受 け な
いこと。
ｂ ）緊 急 時 対 策 所 と 原 子 炉 制 御 室 は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ ）緊 急 時 対 策 所 は 、代 替 交 流 電 源からの給電を可能とすること。また 、当 該 代 替 電 源 設 備 を 含 め て 緊 急
時 対 策 所 の 電 源 設 備 は 、多 重 性 又 は多様性を有すること。
ｄ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 が 確 保 さ
れ る よ う に 、適 切 な 遮 蔽 設 計 及 び 換気設計を行うこと。
ｅ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に つ い ては 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。
① 想定する放射性物質の放出量等
は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措 置 を 講 じ る 場 合 を 除 き 、対 策 要 員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい 。た だ し 、そ の 場 合 は 、実 施 の ための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線
量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。
ｆ ）緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物
質により汚染したような状況下に
お い て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン
グ及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるもの
でなければならない。

61-9-1-10

適合方針*本 表 欄 外 下 部 に 示 す

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」と は 、第 １ 項 第 １ 号 に 規 定 す る「 重大事故等に対処するために必要な指 示 を 行 う 要 員 」に 加 え 、少 な く とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものと
する。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す（*） 以下，表 1.3-5 の適合方針について説明する。
ａ．要員（規則第六十一条２項，規則解釈第６１条２）

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に 対処す るため に必要な 指示を 行う要 員に加え ，原子 炉格納 容器の破 損等に よる発
電 所外へ の放射 性物質の 拡散を 抑制す るための 対策に 対処す るために 必要な 数の要員として最大 69 名を収容できる設計とする。

ｂ．同時機能喪失回避（規則解釈第６１条１のｂ）

免震重要棟内緊急時対策所は，6 号炉，7 号炉中央制御室から十分離れていること（約 1,700m），換気設備及び電源設備を 6 号炉，7 号炉中央制御室から独立させ，6号炉，7 号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。また，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，6 号炉，7 号炉中央制御室から十分離れていること（約 200m），換気設備及び電源設備を 6 号炉，7 号炉中央制御室から独立させ，6 号炉，7 号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。

ｃ．電源設備（規則解釈第６１条１のｃ）

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，通常時，外部電源から受電する設計とする。外部電源喪失時,免震重要棟内緊急時対策所は，常設
代 替 交 流 電 源 設 備 及 び 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 か ら 受 電 可 能 な 設 計 と し ,可 搬 型 代
替交流電源設備は常設代替交流電源設備と多様性を有した設計とする。また 5 号炉
原 子炉建 屋内緊 急時対策 所は， 可搬型 代替交流 電源設 備及び 予備の可 搬型代 替交流
61-9-1-11

電 源 設 備 か ら 受 電 可 能 な 設 計 と し ,予 備 の 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 は 可 搬 型 代 替 交
流電源設備と多重性を有した設計とする。

ｄ．居住性対策（規則解釈第６１条１のｄ，ｅ）

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の重大事故等の対策要員の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行う。
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）は重大事故等において必要な対策活動を行 うため ，また プルーム 通過中 の必要 要員を収 容可能 な設計 とする。 免震重 要棟内
緊 急時対 策所１ 階（待避 室）は 上部， 側面に遮 蔽を設 置する ことで直 接線， スカイ
シャイン線，及びグランドシャインによる外部被ばくを抑制する設計とする。また，
免 震重要 棟内緊 急時対策 所１階 （待避 室）を可 搬型陽 圧化空 調機を用 いて加 圧し，
重 大事故 等に伴 うプルー ム通過 中及び プルーム 通過後 の意図 しない放 射性物 質の流入 による 内・外 部被ばく を抑制 する設 計とする 。さら に免震 重要棟内 緊急時 対策所の 建屋外 周にコ ンクリー ト遮蔽 を設置 し，グラ ンドシ ャイン 等による 外部被 ばくを抑制する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所では重大事故等時において必要な対策活動を行う
ため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を設置する。5 号炉原子炉建屋
内 緊急時 対策所 は気密性 を確保 した高 気密室内 に設置 し，上 部及び側 面に遮 蔽を設
置 するこ とで直 接線，ス カイシ ャイン 線，及び グラン ドシャ インによ る外部 被ばくを 抑制す るとと もに，高 気密室 を可搬 型陽圧化 空調機 または 空気ボン ベ陽圧 化装置
を 用いて 陽圧化 し，重大 事故等 に伴う プルーム 通過中 及びプ ルーム通 過後の 意図しない放射性物質の流入による内部・外部被ばくを抑制する。
また，高気密室内には二酸化炭素吸収装置を設置し，外気を遮断した状態においても二酸化炭素濃度増加による窒息を防止可能とする。
遮蔽設計及び換気設計により免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の居住性については，「実用発電用原子炉に係る重大事故等時の制御室及び 緊急時 対策所 の居住性 に係る 被ばく 評価に関 する審 査ガイ ド」に基 づき評 価した
結果，対策要員の実効線量は 7 日間で約 86mSv（ 免震重要棟内緊急時対策所），約 56mSv（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）であり，対策要員の実効線量が 100mSv を超えないことを確認している。

61-9-1-12

ｅ．必要な情報を把握できる設備（規則第六十一条１項の二）免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等
時 のプラ ントの 状態並び に環境 放射線 量・気象 状況を 把握す るため， 必要な 情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））を設置する。

ｆ．通信連絡設備（規則第六十一条１項の三）免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に 対処す る発電 所内の関 係要員 に対し て必要な 指示が 出来る 通信連絡 設備を 設置する。また，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，発電所外の関連箇所と必要な通信連絡を行うための通信連絡設備を設置する。

ｇ．汚染の持ち込み防止（規則解釈第６１条１のｆ）

重大事故等時に免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外 側が放 射性物 質により 汚染し たよう な状況下 におい て，緊 急時対策 所への 汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を，
免震重要棟建屋内の免震重要棟内緊急時対策所出入口付近に，及び 5 号炉原子炉建
屋内の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所出入口付近にそれぞれ設ける。

ｈ．資機材配備

（規則第六十一条１項の一）

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，必要な要員
が緊急時対策所内に 7 日間とどまり，重大事故等に対処するために必要な食料と飲料水を配備する。また対策要員が 7 日間緊急時対策所内にとどまり，現場での復旧作業に必要な数量の放射線防護資機材（着替え，マスク等）を配備する。

ｉ．地震（規則解釈第６１条１のａ）

免震重要棟内緊急時対策所を設置している免震重要棟は建築基準法告示で規定される地震動を 1.5 倍した地震力に対応した設計とする。非常に大きな長周期成分を
含 む一部 の基準 地震動に 対して は通常 の免震設 計クラ イテリ アを満足 しない 場合があ り，そ の際に は構造物 ・設備 の損傷 が発生す る可能 性があ ると想定 される 。そのため，一部の基準地震動に対しては機能喪失すると判断する。
61-9-1-13

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 5 号炉原子炉建屋内に設置していることから，
基準地震動による地震力に対し，機能を喪失しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能維持にかかる電源設備，換気設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。また地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を想定した場合においても，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため,
5 号炉原子炉建屋内のアクセスが出来るように設計する。
（代替手段）
免 震重 要棟 内緊急 時対策 所が 機能 喪失す る様な 事態 を想 定した 場合で あっ ても ，5号 炉原子 炉建屋 内緊急時 対策所 を設置 すること で，基 準地震 動による 地震力 を考慮した際の柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能を維持できる設計とする。なお，
免 震重要 棟内緊 急時対策 所は免 震装置 を有した 構造で あるこ とから， 基準地 震動に
よ る地震 力のう ち発電施 設等に 大きな 影響が生 じる可 能性が ある短周 期地震 に対して優位性を有しており，機能を維持できるものと想定される。

ｊ．津波（規則解釈第６１条１のａ）

柏崎刈羽原子力発電所の敷地における基準津波による最高水位は T.M.S.L.*＋7m 程度と評価される。
これに対し 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，T.M.S.L.+12m の敷地に設置された 5 号炉
原子炉建屋の 3 階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設定することにより，周辺に設置する関連設
備，アクセスルートを含め，基準津波の影響を受けない設計とする。
また，前項 i．に示したように，一部の地震動に対して機能喪失する可能性があると判断している免震重要棟内緊急時対策所についても，T.M.S.L.+13m の敷地に設置された事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟に設定することにより，津波に対しては，その影響を受けにくい設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）

61-9-1-14

以 下 は 火 災 に よ る 損傷 の 防 止 に 関 す る 設 置許 可 基 準 規 則 条 文 に おい て 定 め ら れ る 緊 急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。
表 1.3-6 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第四十一条（火災による損傷の防止）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（火災による損傷の防止）第４１条（火災による損傷の防止）

第 四 十 一 条 重 大 事 故 等 対処 施 設
は 、火 災 に よ り 重 大 事 故 等 に 対 処するために必要な機能を損なう
お そ れ が な い よ う 、火 災 の 発 生 を
防 止 す る こ と が で き 、か つ 、火 災
感知設備及び消火設備を有する
ものでなければならない。

１ 第 ４ １ 条 の 適 用 に 当 たっ て は 、第８条第１項の解釈に準ずるもの
とする。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す第８条（火災による損傷の防止）
１ 第 ８ 条 に つ い て は 、 設計 基 準 に
お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
原子炉施設の安全性が損なわれな
い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よる 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 めている。
ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の
安 全 性 が 損 な わ れ な い 」と は 、安 全
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。

（*） 以下，表 1.3-6 の適合方針について説明する。
ｋ．火災防護

（規則解釈第４１条）

免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は火災により緊急時 対策所 に必要 な機能を 損なう おそれ がないよ う，火 災の発 生を防止 するこ とができ，かつ，火災感知設備及び消火設備を有する設計とする。
火災の発生を防止するため，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急 時対策 所（緊 急時対策 所周辺 に設置 する関連 設備， 及びそ れらへの アクセ スルー
ト を含む ）は， 系統内に 水素が 滞留す ることを 防止す る設計 としてい る。ま た，主要構造物，設備は不燃性材料を使用し，ケーブルは自己消火 性（ UL 垂 直燃 焼試 験 ）・耐延焼性（IEEE383）の実証試験に合格する線種を使用する設計とする。地震への対策 としては 「1.3(2)i 地 震」に記 載する 耐震設 計とする ことに よって 火災発生 の防止を図っている。
61-9-1-15

火災感知及び消火については，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内
緊 急時対 策所（ 緊急時対 策所周 辺に設 置する関 連設備 ，及び それらへ のアク セスル
ー トを含 む）と も，消防 法に基 づき火 災感知器 を設置 してい る。特に ，緊急 時対策
所 を設置 する屋 内のケー ブル布 設箇所 等には， 火災時 に炎が 生じる前 の発煙 段階から感知できる煙感知器に加え，異なる 2 種類目の感知器として熱感知器を設置する設 計とす る。感 知器は， 外部電 源が喪 失した場 合にお いても 電源を確 保する 設計と
し，6 号炉，7 号炉中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
消火設備としては消火栓及び消火器を適切に設置している。免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，
及 びそれ らへの アクセス ルート を含む ）のうち ，火災 によっ て煙が充 満し消 火が困難となる可能性のある室内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

なお，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.3-7 に示す。また表 1.3-8 に設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧を示す。

61-9-1-16

表 1.3-7

系統機能

居住性の確保（免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所）

必要な情報の把握（免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所）

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

(1/4)

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

（重大事故等対処施設）－

免震重要棟内緊急時対策所遮蔽

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮蔽

常設
可搬

常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故緩和設備※2－

免震重要棟内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※3－

免震重要棟内緊急時対策所
給排気隔離ダンパ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

酸素濃度計※4

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

二酸化炭素濃度計※4

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

差圧計※4

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

地震観測装置

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

緊急時対策所（免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所）

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））－－（免震重要棟内緊急時対策所は変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備）
※1
※2
※3
※4

常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
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及び可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

61-9-1-17

表 1.3-7
系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

設備
通信連絡
（免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所）

電源の確保
（免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所）

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

無線連絡設備（常設）

送受話器，
電力保安通信用電話設備

無線連絡設備（可搬型）－

衛星電話設備（常設）

－

耐震重要
度分類
C
－

常設
可搬

－

常設

衛星電話設備（可搬型）

可搬統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

データ伝送設備

常設

免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用
地下貯油タンク
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用受電盤

外部電源

(2/4)

設備
種別
常設
可搬型

－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器
クラス
－
－
－
－
－
－
－

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタ
ービン発電機－電源車切替断路器
軽油タンク
タンクローリ（16kL）
タンクローリ（4kL）

分類

常設

常設

電源車

設備分類

常設

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

57 条に記載（免震重要棟内緊急時対策所は変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備）

61-9-1-18

表 1.3-7
系統機能
居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

(3/4)
設備分類
分類

機器
クラス

常設

（重大事故等対処施設）－

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所遮蔽

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
空気ボンベ陽圧化装置（配管・弁）常設

常設重大事故緩和設備※4－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 二酸化炭素吸収装置

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－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 可搬型エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－

可搬型モニタリングポスト

60 条に記載

緊急時対策所（５ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所）

酸素濃度計※5（同上）

可搬二酸化炭素濃度計※5

可搬

差圧計※5

可搬

必要な情報の把握（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
※1
※2
※3
※4
※5

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

必要な情報を把握できる設備－－
常設（安全パラメータ表示システム（SPDS））
常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
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可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

61-9-1-19－－－－

表 1.3-7 重大事故対処設備に関する概要（61 条 緊急時対策所） (4/4)

系統機能

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

衛星電話設備（可搬型）

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

データ伝送設備

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

－

負荷変圧器

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

交流分電盤

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

軽油タンク

57 条に記載

無線連絡設備（常設）

送受話器，
電力保安通信用電話設備
－

耐震重要
度分類
C
－

無線連絡設備（可搬型）
衛星電話設備（常設）

電源の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備分類

常設
可搬型

設備
通信連絡
（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備
種別

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備－

非常用所内電源

タンクローリ（4kL）

61-9-1-20－－

表 1.3-8 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧

免震重要
棟内緊急
時対策所

設計基準対象施設

重大事故等対処設備※

施設

免震重要棟内緊急時対策所（2 階）

代替電源設備外部電源

免震重要棟内緊急時対策所（1 階）
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンク，
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤，電源車，
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機－電源車切替断路器

居住性を確保するための設備

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備外部状況を把握するための設備
施設
代替電源設備5 号炉原子
炉建屋内
緊急時対
策所

居住性を確保するための設備

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備

可搬型陽圧化空調機，遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計
給排気隔離ダンパ（給気隔離ダンパ，排気隔離ダンパ，給排気隔離ダンパ（手動））

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

必要な情報を把握できる設備 （ 安全パラメータ表示システム（SPDS）），統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS）），
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

通信連絡設備（送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備，テレビ会議システ
ム，局線加入電話設備），専用電話設備（ホットライン）

通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備）

地震観測装置（加速度検出器，震度表示計，変位量識別用ポール）

地震観測装置（加速度検出器，震度表示計，変位量識別用ポール）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
非常用所内電源5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬電源設備，負荷変圧器，交流分電盤

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

可搬型陽圧化空調機，空気ボンベ陽圧化装置，二酸化炭素吸収装置，遮蔽，差圧計，可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリングポスト，
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

通信連絡設備（送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム， 通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備），
局線加入電話設備），専用電話設備（ホットライン），統合原子力
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
防災ネットワークを用いた通信連絡設備※免震重要棟内緊急時対策所の場合は変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備

61-9-1-21

2. 設 計 方 針
本項では，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の主として設計基準対象施設としての緊急時対策所拠点と，各々に設置する重大 事 故 等 対 処 拠 点 の 設 備 設 計 方 針 に つ い て ， ケ ー ス 3～ ケ ー ス 4 と し て 説 明 する。以下に，各ケースの設計上の拠点の考え方について概略を示す。
表
緊急時対策所
名称

ケース 3

ケース 4

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所(対 策 本 部 )2-1

緊急時対策所の拠点の考え方
設置場所

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室
及び5 号炉原子炉建屋
中央制御室空調機
械室

拠点の考え方・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
(竜 巻 襲 来 に 伴 う 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所用可搬型電源設備の修復に際しては，免震重要棟内緊急時対策所を期待する。)
・プルームを伴わない重大事故等対処拠点と し て 活 用 で き る よ う 設 計 す る 。(基 準 地 震動に対処できる設計とする。)
・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室

・重大事故等対処拠点として活用できるよう 設 計 す る 。( 基 準 地 震 動 ，プ ル ー ム に 対 処できる設計とする。)

61-9-2-1

2.1 建 物 及 び 収 容 人 数 に つ い て(2)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内の高気密室等，約318m 2 を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋の基準地震動入力時の耐震壁の最大せん断ひずみは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する高気密室，中央制御室機械室ともに評価基準値を満足していることを確認しており，遮蔽性能等について機能喪失しない設計とする。

a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス ３ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 に は 5 号 炉 中 央 制 御 室 と は 別 に ， 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )と し て 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 3 階 高 気 密 室 に 約 140 ㎡ ，緊 急 時 対 策 所 (現 場 要 員 待 機
場 所 )と し て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室 に 約 178 ㎡ (5 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 設
備 ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 設 置 面 積 除 き )，合
計 約 318 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ,基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災 対 応 の た め ，
及 び 重 大 事 故 の プ ル ー ム 通 過 時 以 外 の 対 応 の た め ,最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要員が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計とする。

61-9-2-2図 2.1-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-3

部屋見取り図(a) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )(b) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (現 場 要 員 待 機 場 所 )(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し適宜見直していく。自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

図 2.1-12

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所レイアウトイメージ

61-9-2-4

b.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )(ケ ー ス 4)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に は 重 大 事 故 等 対 応 時 の 緊 急 時
対 策 所 と し て 約 140ｍ 2 を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は , 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災対応のため，及び重大事故等時のプルーム通過に備えた十分な広さと機能を有す る 設 計 と す る 。プ ル ー ム 通 過 中 に お い て も ,重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な指示を行う要員及び原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の
拡 散 を 抑 制 す る た め の 対 策 に 必 要 な 要 員 を 含 め ,最 大 69 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が活動することを想定し，十分な広さと機能を有する設計とする。
な お プ ル ー ム 通 過 後 に お い て は ,プ ラ ン ト 状 況 等 に よ り ，必 要 に 応 じ て 一 時 退避させた要員を再参集させ，プルーム通過に備える必要最低限の重大事故等対策要員に限定した以前の体制へと移行させる設計とする。そのため重大事故に伴 う プ ル ー ム 通 過 に 備 え る た め の 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )か ら ，前 記 ケ ー ス 3 の 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 拠 点 規 模 を 拡 大 (復 元 )
さ せ ， 最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が 活 動 出 来 る よ う 設 計 す る 。
原子力防災組織については，福島第一原子力発電所事故の教訓を反映し，
Incident Command System(ICS)の 考 え 方 を 導 入 し て ， 重 大 事 故 等 対 処 に 伴 う 体
制の縮小・拡大に際しても，必要な指揮命令，及び現場復旧活動が円滑に行うことが出来るよう設計する。

61-9-2-5

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は ， 緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 汚 染
し た よ う な 状 況 下 に お い て ，緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め ，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に 併 設する設計とし，緊急時対策要員の被ばく低減の観点から 5 号炉原子炉建屋内に設営する。

図 2.1-13

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部

61-9-2-6

部屋見取り図(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し 適宜見直していく。

図 2.1-14

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )(プ ル ー ム 通 過 中 )レイアウトイメージ

61-9-2-7

2.2 電 源 設 備 に つ い て(2)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 3)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，通 常 時 ，5 号 炉 の 共
通用高圧母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，外部電源喪失時，6号炉もしくは 7 号炉の非常用ディーゼル発電機を介し受電可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，5 号 炉 の 共 通 用 高 圧
母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場
合 ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 東 側 に 設 置 し て い る 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 で あ る
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から受電可能とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，1 台 で 必 要 な 負
荷 で 給 電 可 能 で あ る が ，燃 料 補 給 時 ，停 止 す る 必 要 が あ る こ と か ら ，1 台
追加配備し，速やかに切り替えることが可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，プ ラ ン ト 設 備 (6号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 用 )の 電 源 か ら 独 立 し た 専 用 の 電 源 設 備 と し ，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と中央制御室は共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
ま た ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，予 備 機 を
3 台 大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 配 備 す る こ と に よ り ，多 重 性 を 有 し ，か つ 位 置
的分散を図る設計とする。
電 源 構 成 を 図 2.2-6 ， 予 備 機 の 接 続 箇 所 を 図 2.2-7 ， 必 要 な 負 荷 を 表
2.2-6 に 示 す 。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の仕様を表
2.2-7 に 示 す 。

61-9-2-8

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 6SA-1

M/C 6SB-2

M/C 6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

M/C 5SA-2

M/C 5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
6.9kV M/C7C

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

6.9kV M/C6D

6.9kV M/C5C

6.9kV M/C6E

C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置

動力変圧器

480V P/C 7C-1

480V
MCC 7C-1-6

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C：パワーセンタ

480V P/C 6D-1

480V P/C 6E-1

480V P/C 5C-1

MCC：モータ・コントロール・センタ

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8【凡例】

可搬ケーブル

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

蓄電池
2,400Ah：配線用遮断器
充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器

充電器

交流分電盤③〇照明設備（コンセント負荷含む）

交流分電盤①〇換気空調設備
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機
・パッケージエアコン
・二酸化炭素吸収装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇必要な情報を把握できる設備
・緊急時対策支援システム電槽装置
・SPDS表示装置〇通信連絡設備
・無線連絡設備
・衛星電話設備・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・局線加入電話設備
・テレビ会議システム
・電力保安通信用電話設備（FAX）
・衛星電話設備（社内向）〇放射線管理設備

図 2.2-6：6/7号炉設計
基準対象施設

交流分電盤②〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備：重大事故等対処設備【使用可能な場合】〇通信連絡設備
・送受話器[使用可能な場合]〇通信連絡設備・電力保安通信用電話設備

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-9

電源構成

図 2.2-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-10

予備の接続箇所表 2.2-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

負荷名称

負 荷 容 量 (kVA)

換気空調設備約 13kVA

照明設備(コ ン セ ン ト 負 荷 含 む )約 19kVA

必要な情報を把握できる 設 備 ，通 信 連 絡 設 備 ※約 17kVA

放射線管理設備
合計

約 11kVA
約 60kVA※

必要な負荷

ケース 1 との主な差異理由
・ パ ッ ケ ー ジ エ ア コ ン ，二 酸 化
炭素吸収装置分増加・負 荷 を 供 給 す る 床 面 積 の 相 違［床面積］
ケ ー ス 1： 約 4,100m 2
ケ ー ス 3： 約 318m 2・テレビ会議システムの構成及び無線連絡設備，衛星電話設
備等の設置台数の相違－

電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

表 2.2-7容量
電圧力率

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備の仕様
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型
電源設備
約 200kVA
440V
0.8(参 考 )
5 号炉の非常用
ディーゼル発電機
約 8,250kVA
6.9kV
0.8

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 負 荷 リ ス ト は ，表 2.2-6 に 示 す と お
り ，最 大 約 60kVA で あ り ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源
設 備 200kVA1 台 に よ り 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。一 方 ，燃 料 補 給 時 ，5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を停止する必要があることから，1 台追加配備し，速やかに切り替えることが可能な設計とする。
ま た ， 軽 油 タ ン ク か ら タ ン ク ロ ー リ (4kL)を 用 い て ， 軽 油 を 補 給 す る ことにより，7 日以上 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は 燃 料 タ ン ク (990L)
を 内 蔵 し て お り ， 表 2.2-6 に 示 す 負 荷 に 対 し て 66 時 間 以 上 連 続 給 電 が 可能であり，格納容器ベント実施前に予め給油を行うことにより，格納容器
ベント実施後早期に給油が必要となることはない設計とする。
な お ，給 油 に つ い て は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ 設 備 及 び 格 納 容 器 の 圧 力 等を監視し，適切なタイミングで行うこととする。給油作業にかかる被ばく
61-9-2-11線 量 は 表 2.2-8 の と お り 。
万が一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が停止した
場 合 ，無 負 荷 運 転 中 の 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
へ 切 り 替 え る こ と に よ り 10 時 間 以 上 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油タイミングを
図 2.2-8 に 示 す 。図 2.2-9 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電
源設備燃料補給作業タイムチャートを示す。
時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故
発生

事象

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 (38 時 間 後 )5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (A)
5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (B)

起動
無負荷運転
給 油 (350L )

給 油 (990L)

停止

起動

給 油 (990L )図 2.2-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油時間
経過時間（分）
０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

110

100

90

▽電源設備燃料補給指示120

電源設備給油完了▽
タンクローリ（4kL）置場へ移動※①

５号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備燃料給油手
順

タンクローリ（4kL）で軽油タンクエリアへ移動・配置
②

復旧班

２
名

仮設フランジ取付・給油準備③

タンクローリ（4kL）に補給

タンクローリ（4kL）
で電源設備配置場所へ移動①，②，③はタンクローリ（4kL）に残油がある場合は不要

タンクローリ（4kL）から電源設備へ給油・片付※５号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所の場合。大湊側高台保管場所の場合は１５分。

図 2.2-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備燃料補給作業
タイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)

61-9-2-12

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )(ケ ー ス 4)
電 源 設 備 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 3)」 と 同 様である。

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：6 号炉及び 7 号炉・ ソ ー ス タ ー ム ： 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
6 号炉格納容器ベント実施，7 号炉代替循環冷却成功
・ 評 価 点 ： 6 号 炉 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ (防 火 水 槽 取 水 )の 設 置 箇 所(補 給 の た め に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
設置場所よりも発災プラントに近い 6 号炉及び 7 号炉軽油タン
クエリアに移動することから，保守的に選定。配置見直し等により，今後見直す可能性がある。)
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 29 分 (作 業 場 所 へ の 移 動 ： 5 分 ， 作 業 ： 19 分 ，作業場所からの移動：5 分)(現 場 作 業 時 間 19 分 (訓 練 実 績 ， ポ ン プ 性 能 を 用 い た 机 上 検 討
等 か ら 算 定 )に ， 保 守 的 に 移 動 時 間 中 も 同 じ 線 量 率 で 被 ば く
す る も の と し て 往 復 10 分 ( 発 電 所 内 移 動 時 間 の 実 績 か ら 算定 )を 加 え た も の )・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 50
・被ばく経路：以下を考慮
原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく，
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

61-9-2-13

表 2.2-8

6 号炉放出時における燃料補給に伴う被ばく量(6 号 炉 と 7 号 炉 か ら の 寄 与 の 和 )作業開始時間(事 故 発 生 後 の 経 過 時 間 )(h)
作業に係る被ばく線量

(mSv)

102

147

約 15

約 12

【補足】格納容器が破損した場合の給電方法について
緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 評 価 で 想 定 す る 格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，給 油 が 不
要 と な る よ う に ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 移 動 さ せ ，順 次 切
り 替 え 操 作 を 行 う こ と と す る 。 切 り 替 え の タ イ ミ ン グ に つ い て 図 2.2-10 に
示す。
時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故
発生

事象

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
プ ル ー ム 通 過 中 (10 時 間 )(※ )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(A)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(B)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 A )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 B )起動
無負荷運転
給 油 (350L )停止
起 動 (切 替 )

停止

無負荷運転
起動

切替

停止

無負荷運転
起動

切替

※ ：「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
図 2.2-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替手順(格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 )61-9-2-14

プルーム放出前に予め 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備 へ の 給 油 を 行 い ，ま た ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 2 台 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 配 備
し，速やかに切り替え操作ができよう負荷変圧器に接続する設計とする。
格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ， 事 故 発 生 か ら 23 時 間 後 ， 88 時 間 後 ， 133 時 間
後 ，165 時 間 後 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 に 設 置 す る 負 荷 変 圧 器 の 遮 断 器の 切 り 替 え 操 作 を 行 う こ と に よ り ，プ ル ー ム 放 出 後 の 給 油 を 行 う こ と な く 7
日間連続して負荷へ給電可能な設計とする。
(３ )代 替 交 流 電 源 設 備 稼 働 時 の 放 射 線 量 上 昇 に つ い て
免震重要棟内緊急時対策所ガスタービン発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃焼・冷却用空気取入口には，放射性物質をろ過するフィルタを設置していない。そのため，フィルタに放射性物質が蓄積することによる放射線量の増加懸念はないと想定している。
なお重大事故等への対応が長期化することも見越して，免震重要棟内緊急時
対策所ガスタービン発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設
備の内部やダクトに放射性物質が沈着し放射線量が高くなった場合にも対処できるよう，可搬型の生体遮蔽装置を発電所内に配備する設計とする。

(４ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 損 傷 時 の 緊 急 時 対 応 について当社は，柏崎刈羽原子力発電所の事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟 に「 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 」を ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 に「 5 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所」をそれぞれ設置し，緊急時対策所として 2 拠点を設置する設計とする。
免震重要棟に設置する免震重要棟内緊急時対策所は，原子炉建屋等発電設備に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震に対しては有利な特徴を兼ね備える一方，非常に大きな長周期成分を含む一部の基準地震動に対する評価としては通常の免震設計クライテリアを満足しない場合があり，その際には構造物・設備の損傷が発生する可能性があると想定している。免震重要棟が地震に61-9-2-15

より損傷した場合等，免震重要棟内緊急時対策所の使用に適さないと判断される場合には，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を活用する設計とする。
な お ， 地 震 以 外 の 場 合 (た と え ば 竜 巻 襲 来 時 の 災 害 対 応 活 動 )に お い て は ， 免
震重要棟内緊急時対策所を活用することを基本として想定する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，プルーム通過時燃料補給時当該電源設備が停止した場合，予備機に速やかに切り替え給電再開できるよう 2 台を一組として配置するが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備 2 台が損傷するケースもあり得るものと考えられる。最も考え得る
ものは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への竜巻襲来である。その際には大湊側高台保管場所に配備している予備機を 5 号炉原子炉建屋近傍まで移動させ，ケーブルの接続替え作業を行うこと，もしくは仮設ケーブルを布設し，負荷変圧器への接続替えで，電源設備の機能を修復することが可能な設計とする。

０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

経過時間（分）
90
100

110

120
1

130

14
140
1

150

160

170

180

電源設備復旧完了▽▽電源設備復旧指示
電源設備設置場所へ移動
電源設備起動不可確認
大湊側高台保管場所へ移動
電源設備の簡易点検
５号機原子炉建屋南側脇へ移動

５号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備復旧手順復旧班

可搬ケーブルの布設，接続替え

２
名

絶縁抵抗確認
発電機起動・起動後確認
負荷変圧器・遮断器投入
分電盤（３面）受電・受電確認

図 2.2-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の復旧のタイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)

61-9-2-16

2.3 遮 蔽 設 計 に つ い て(3)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 3)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の 損 壊 そ の 他 の 異 常 が 発 生 し た 場 合 に 対 策 要 員 の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所壁面について適切な厚さのコンクリート遮蔽を設ける設計とする。

(4)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )(ケ ー ス 4)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は ， 重 大 事 故 等 対 応 時 に 緊 急 時
対 策 所 に と ど ま る 要 員 (重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な 指 示 を 行 う 要 員 及 び
原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための 対 策 に 必 要 な 要 員 )が ，過 度 の 被 ば く を 受 け な い よ う に 適 切 な 厚 さ の コ ン ク リート遮蔽又は鉛遮蔽を設け，緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，
緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い 設 計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 遮 蔽 を 図 2.3-6～ 8 に 示 す 。

61-9-2-17図 2.3-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-18

遮 蔽 説 明 図 (NS 方 向 )図 2.3-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-19

遮 蔽 説 明 図 (EW 方 向 )図 2.3-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-20

遮 蔽 説 明 図 (平 面 図 )2.4

換気空調系設備について

2.4.3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
5 号炉原子炉建屋緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置する高気密室を拠点として使用する設計とし，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設 備 を 用 い る こ と に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に お い て も ， 緊 急 時 対 策 所 に と ど
ま る 対 策 要 員 の 7 日 間 の 実 効 線 量 を 100mSv 以 下 と な る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備は，可搬型陽圧化空調機，空気ボ
ンベ陽圧化装置，二酸化炭素吸収装置，及び，監視計器により構成される。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 前 後 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に より 高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減 可能な設計とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を 停 止
し ，給 気 口 を 閉 止 板 等 に よ り 隔 離 し ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 に よ り 高 気 密 室 を陽圧化することにより，外気の流入を完全に遮断可能な設計とする。ここで，高 気 密 室 内 を 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 に よ り 陽 圧 化 す る 場 合 ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装
置 を 循 環 運 転 し 二 酸 化 炭 素 を 除 去 す る こ と に よ り ，外 気 の 流 入 を 遮 断 し た 状 態においても二酸化炭素増加による対策要員の窒息を防止可能な設計とする。

なお，高気密室は，5 号炉中央制御室換気空調系バウンダリ内に設置し，重大事故等発生時においては中央制御室換気空調系を停止し高気密室内から閉止板等により中央制御室換気空調系の給排気ダクトを隔離可能な設計とする。
ま た ，高 気 密 室 の 差 圧 制 御 は 差 圧 調 整 弁 の 開 度 に よ り 調 整 し ，非 常 時 に お いては大気開放弁により高気密室を容易に大気圧にすることが可能な設計とする。

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 換 気 設 備 は ， 表 2.4-6 の 設 備 等 に よ り 構 成
され，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備の系統概略図（プルーム通過
前 後 の 場 合 ）を 図 2.4-9 に ，系 統 概 略 図（ プ ル ー ム 通 過 中 の 場 合 ）を 図 2.4-10に ， 配 置 図 を 図 2.4-11 に 示 す 。

61-9-2-21

表 2.4-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

設備名称

数量

可搬型陽圧化空調機

100％ 容 量 ×１ 台(＋ 予 備 １ 台 )換気設備仕様仕様

定 格 風 量 ： 600m 3 /h/台
高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

空気ボンベ陽圧化装置

１式

二酸化炭素吸収装置

100％ 容 量 ×１ 台(＋ 予 備 １ 台 )空 気 ボ ン ベ 本 数 ： 95 本 以 上
定格風量： 600m 3 /h/台

吸収剤吸収性能 ：吸収剤容量：m 3 /kgkg/台（ ＋ 予 備 100％ 容 量 ）
その他設備

１式

差圧計，二酸化炭素濃度計，酸素濃度計 ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト * 1 ，可 搬型エリアモニタ*1 そ の 他 設 備 の う ち ， 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は 「 3.17 監 視
測 定 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計 方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-2-22図 2.4-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備

系統概略図（プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

図 2.4-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備

系統概略図（プルーム通過中：空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化）61-9-2-23図 2.4-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備

61-9-2-24

配置図

（ 2） 設 計 方 針
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 換 気 設 備（ a） 収 容 人 数 （「 3.1 必 要 要 員 の 構 成 ， 配 置 に つ い て 」 参 照 ）①プルーム通過前後・収容対策要員人数： 72 人

②プルーム通過中・収容対策要員人数： 69 人（ b） 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ， 許 容 酸 素 濃 度
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は ，JEAC4622-2009「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員の 事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 定 」に 定 め る 0.5%以 下 と す る 。許 容 酸 素 濃 度 は ，労 働 安 全 衛 生 法 酸 素 欠 乏 防 止 規 則 に 定 め る 18％ 以 上 と す る 。
（ c） 必 要 換 気 量 の 計 算 式① 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q1）
・収容人数

：n 人

・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 ）・二酸化炭素発生量： M＝ 0.030m 3 /h/人 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 の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 CO 2 濃 度 基 準 必 要 換 気 量 ）Q 1 ＝ 100×0.030×ｎ ÷(0.5－ 0.039)＝ 6.51×ｎ [m 3 /h]② 酸 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q2）
・収容人数

：n 人

・吸気酸素濃度： a＝ 20.95%（ 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度 ）・許容酸素濃度： b＝ 18%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・成人の呼吸量： c＝ 0.48m 3 /h/人 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 乾 燥 空 気 換 算 酸 素 濃 度 ： d＝ 16.4%（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・必要換気量：Q 2 ＝ c×（ a－ d）×n÷（ a－ b）m 3 /h（ 空 気 調 和 ・衛 生 工 学 便 覧 の O2 濃 度 基 準 必 要 換 気 量 ）Q 2 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4) ×ｎ ÷(20.95－ 18.0)＝ 0.741×ｎ [m 3 /h]

61-9-2-25

（ d） 必 要 換 気 量①プルーム通過前後（可搬型陽圧化空調機運転時）
プ ル ー ム 通 過 前 後 に お け る 収 容 人 数 は （ a） 項 か ら n＝ 72 人 と な る 。
ま た ，プ ル ー ム 通 過 前 後 に お け る 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 運 転 時 の 必 要 換 気
量 は ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 を 運 転 し な い こ と か ら 二 酸 化 炭 素 濃 度 上 昇 が 支
配 的 と な り ，下 記 の 通 り 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 の 必 要 換 気 量 の 計 算 式 を 用 いて Q 2 ＝ 6.51×72＝ 468[m 3 /h]以 上 と な る 。
②プルーム通過中（空気ボンベ陽圧化装置運転時）
プ ル ー ム 通 過 中 に お け る 収 容 人 数 は （ b） 項 か ら n＝ 69 人 と な る 。
ま た ，プ ル ー ム 通 過 中 に お け る 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 運 転 時 の 必 要 換 気
量 は ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 に よ り 二 酸 化 炭 素 濃 度 の 上 昇 を 抑 え て お り 酸 素
濃 度 低 下 が 支 配 的 と な る こ と か ら ，下 記 の 通 り 酸 素 濃 度 基 準 の 計 算 式 を 用
い て Q 1 ＝ 0.741×69＝ 52[m 3 /h]以 上 と な る 。

b.高 気 密 室（ a） 必 要 差 圧
高気密室は，配置上，風の影響を直接受けない屋内に設置されているため ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣 接 区 画 と の 温 度差によって生じる空気密度の差に起因する差圧よるものが考えられる。
隣接区画との境界壁間に隙間がある場合は，両区画に温度差があると図2.4-12 の よ う に 空 気 の 密 度 差 に 起 因 し ， 高 温 区 画 で は 上 部 の 空 気 が 低 温 側に ，低 温 区 画 で は 下 部 の 空 気 が 高 温 側 に 流 れ 込 む 。こ れ ら 各 々 の 方 向 に 生 じる 圧 力 差 の 合 計 は ， 図 2.4-12 の よ う に 高 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P 1 ， 低 温 区 画 の境 界 で ⊿ P2 と な る 。
高 気 密 室 で は ，想 定 さ れ る 最 高 温 度 40℃（ 設 計 最 高 温 度 ）と 最 低 温 度 -17℃
（ 外 気 最 低 温 度 ） に よ り 生 じ る 下 記 に 示 す 最 大 圧 力 差 ⊿ P3 以 上 に 陽 圧 化 す
る こ と に よ り ， 図 2.4-13 に 示 す よ う な 温 度 差 に よ る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊
急時対策所内へのインリークを防止する設計とする。
⊿ P 3 ＝ (ρ 1 － ρ 2 )×H＝ (1.378－ 1.127)×3.3＝ 0.823[kg/m 3 ]（ ＝ 8.13[Pa]）以 上 よ り ， 高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る た め の 必 要 差 圧 は ⊿ P 3 ＝ 8.13Pa に 余 裕
を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。
61-9-2-26

・ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 階 高 H： H≦ 3.3m
・乾燥空気密度ρ
緊急時対策所：ρ0

隣 接 区 画 （ 高 温 ） ： ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣 接 区 画 （ 低 温 ） ： ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・緊急時対策所と隣接区画（高温／低温）の差圧⊿P
隣 接 区 画 （ 高 温 ） ： ⊿ P 1 ＝ （ ρ 0 － ρ 1 ） ×H
隣 接 区 画 （ 低 温 ） ： ⊿ P 2 ＝ （ ρ 2 － ρ 0 ） ×H

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ 1空気密度ρ 0空気密度ρ 2

差圧⊿P1＝（ρ 0－ρ 1）H

図 2.4-12

差圧⊿P2＝（ρ 2－ρ 0）H

温度差のある区画の圧力分布イメージ図

隣 接 区 画 （ 高 温 ）緊急時対策所隣 接 区 画 （ 低 温 ）空気密度ρ 1空気密度ρ 0空気密度ρ 2

加 圧 ⊿P3＝（ρ 2－ρ 1）H

図 2.4-13

H

H

加圧⊿P3＝（ρ 2－ρ 1）H

緊急時対策所を陽圧化した場合の圧力分布イメージ図

61-9-2-27

（ b） 気 密 性
高 気 密 室 の 気 密 性 は 設 計 漏 洩 率 52m 3 /h 以 下（ 20Pa 陽 圧 化 時 ）を 確 保 可 能
な設計とする。
また，高気密室を陽圧化する場合の差圧制御は，差圧調整弁（可搬型陽
圧 化 空 調 機 ）及 び 差 圧 調 整 弁（ 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 ）を 切 り 替 え る こ と に
よ り ，高 気 密 室 か ら 室 外 へ の 排 気 量 を 調 整 し ，プ ル ー ム 通 過 前 後 に お い て は
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 468m 3 /h 以 上 の 換 気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧 化 状 態を 維 持 可 能 と し ，プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 の 52m 3 /h
以 上 の 換 気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧 化 状 態 を 維 持 可 能 な 設 計 と す る 。

（ c） 室 温 調 整
緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）の 設 置 さ れ る 高 気 密 室 内 は ，パ ッ ケ ー ジ エ ア コ
ン を 用 い て 室 温 調 整 す る 設 計 と す る 。ま た ，パ ッ ケ ー ジ エ ア コ ン に つ い て は ，故障等に備えて予備を保有することとする。
高 気 密 室 及 び パ ッ ケ ー ジ エ ア コ ン の 配 置 計 画 図 を 図 2.4-14に 示 す 。

図 2.4-14

高気密室及びパッケージエアコンの配置計画図

61-9-2-28

（ 3） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
a.可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 構 造
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で用いる可搬型陽圧化空調機の概要図を図2.4-15 に 示 す 。可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，中 性 能 フ ィ ル タ 及 び 高 性 能 フ ィ ル タ ，
活 性 炭 フ ィ ル タ か ら 構 成 さ れ る 。各 フ ィ ル タ は パ ッ キ ン を 介 し て ブ ロ ワ に 接 続しており，フィルタを介さない外気取込を防止する密閉構造となっている。
中性能フィルタ
高性能フィルタ
活性炭フィルタ
給気
ブロワ

排気

図 2.4-15

緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の概要図

61-9-2-29

b． フ ィ ル タ 性 能（ a） フ ィ ル タ 捕 集 効 率
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効率を表
2.4-7 に 示 す 。 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 は ， 定 期 的 に 性 能 検 査 を 実 施 し 総 合 除 去 効率が確保されていることを確認する。
表 2.4-7

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

単 体 除 去 効 率 (%)

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ

99.97(0.15μ mPAO 粒 子 )99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ

99.99(相 対 湿 度 85％ 以 下 )99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )（ b） フ ィ ル タ 保 持 容 量
可搬型陽圧化空調機は，緊急時対策所の居住性確保の要件である福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出量された場合においても，空調機が吸込む想定核分裂生成物量に対し十分な保持容量を有している。そのため供用中のフィルタ交換は不要な設計とし，居住空間の汚染のおそれはない。
放 射 性 物 質 の 想 定 放 出 量 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 吸 着 容 量 を 表 2.4-8 に 示す。
表 2.4-8放射性物質の想定放出量と可搬型陽圧化空調機の保持容量

種類

想定核分裂生成物量

保持容量

放射性微粒子約 1g

約 400g/台

有機ヨウ素

約 6㎎

約 50g/台（ c） 活 性 炭 フ ィ ル タ 使 用 可 能 期 間
活性炭フィルタは，大気中の湿分等の吸着障害物質を吸着することによる
吸 着 面 積 の 減 少 に よ り 吸 着 能 力 が 劣 化 す る （ 以 下 ， 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ ）。
可搬型陽圧化空調機のフィルタと同等の活性炭炭素繊維に対し，東京大学
ア イ ソ ト ー プ 総 合 セ ン タ ー で 通 常 大 気 に 127，187，310，365 日 間 連 続 通 気 した 状 態 で の 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ の 影 響 と し て CH 3 I に よ る 劣 化 状 況 を 確 認 し た（ 常 温・湿 度 60％ 環 境 に 換 算 し た ）結 果 を 図 2.4-15 に 示 す 。図 2.4-16 よ り ，
実 規 模 の 厚 さ 0.112g/cm 2 に お け る 捕 集 効 率 は ， 187 日 （ 運 転 時 間 ： ８ 時 間 /61-9-2-30

日 ×187 日 ＝ 1,496 時 間 ）以 上 99.9%以 上 確 保 可 能 で あ る こ と か ら ，７ 日 間（ 168
時 間 ） の 連 続 運 転 に お い て 捕 集 効 率 を 99.9%以 上 確 保 す る こ と は 十 分 可 能 で
ある。
100

80

60

活性炭素繊維：ｋ
40

東大0d
127d
187d
310d
大津365d

20

0
0
図１

0.05

0.1
厚さ(g/cm2)0.15

活性炭素繊維フィルタの厚さと捕集効率の関係

0.2

図 2.4-16 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の 厚 さ と 捕 集 効 率 の 関 係（ 出 典：日 本 放 射 線 安 全
管 理 学 会 誌 ， Vol.7， No.2， TEDA 添 着 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の ウ ェ ザ リ ン グ 試 験 ，
東 大 RI セ ， 野 川 憲 夫 ）61-9-2-31

（４）空気ボンベ陽圧化装置
a． 系 統 構 成
空気ボンベ陽圧化装置は空気ボンベユニット，圧力調整ユニット，流量調整
弁 及 び 給 気 弁 か ら 構 成 さ れ ，空 気 ボ ン ベ の 蓄 圧 さ れ た 約 15MPaの 空 気 を 圧 力 調 整
ユ ニ ッ ト に よ り 約 1MPa以 下 に 減 圧 し ， 流 量 調 整 弁 及 び 給 気 弁 に よ り 更 に 減 圧 後に高気密室に放出することにより高気密室を陽圧化可能な設計とする。
ここで，空気ボンベ陽圧化装置は一定流量の空気を放出可能な設計とし，高気密室の陽圧化必要差圧は高気密室に設置された差圧調整弁の弁開度により高気密室からの漏洩量を調整し制御する。
空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-17に 示 す 。

図 2.4-17

空気ボンベ陽圧化装置

系統概要図

b． 必 要 ボ ン ベ 本 数
高 気 密 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧化装置運転時において二酸化炭素吸収装置による二酸化炭素濃度上昇を抑制
し て い る こ と を 考 慮 し ，酸 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 52m 3 /h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空
気 量 5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 174 本 と な る 。 な お ， 高 気 密 室 に お い て は 陽
61-9-2-32

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 95 本 以 上 と な る 。
52m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間≒ 95 本

61-9-2-33

（５）二酸化炭素吸収装置
a． 系 統 構 成
二酸化炭素吸収装置はブロワ，出入口隔離弁，水封配管吸収缶等から構成され，ブロワにより吸収缶内の二酸化炭素吸収剤に室内の空気を循環することにより二酸化炭素を除去可能な系統構成とし，発生する二酸化炭素全てを吸収可能な二酸化炭素吸収剤容量を確保することで高気密室内の二酸化炭素濃度上昇を防止可能な設計とする。
ま た ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 は 100%容 量 ×2系 列 と す る こ と に よ り ， 装 置 の 単 一故障を想定しても機能喪失することがない設計とする。

二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-18に ， 外 形 図 を 図 2.4-19に 示 す 。

図 2.4-18

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-34

系統図

図 2.4-19

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-35

外形図

b． 二 酸 化 炭 素 の 除 去 原 理 及 び 吸 収 性 能
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 吸 収 剤 は ，主 成 分 が 酸 化 カ ル シ ウ ム（ 消 石 灰 ）で あ り ，
大気中の二酸化炭素と触媒等がなくても直接反応可能とし，単位質量当りの二m 3 /kg 吸 収 可 能 な 設 計 と す る 。

酸化炭素をCa(OH) 2 ＋ CO 2 → CaCO 3 ＋ H 2 O
c． 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 は ， 外 気 を 遮 断 し た 高 気 密 室 内 に 収 容 人 数 69人 が 10時 間
待 避 し た 場 合 に お い て ，室 内 の 二 酸 化 炭 素 量 濃 度 を 0.5％ 以 下 に 維 持 す る た め に
十 分 な 量 の 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量 と し て ， 表 2.4-9の 計 算 結 果 よ り

kg/台を確保する設計とする。
なお，必要吸収剤量及び設計吸収剤量については下記の通り定義する。

必 要 吸 収 剤 量 ＝ 設 計 CO 2 発 生 量 ÷吸 収 剤 吸 収 性 能
設 計 吸 収 剤 量 ＝ 必 要 吸 収 剤 量 ×設 計 裕 度
表 2.4-9吸収剤必要量の設計条件

項目

設計値

備考

A

空間容積

610 m 3高気密室の容積

B

空隙率

0.95

―

C

収容人数

69 人

プルーム通過中を想定

D

陽圧化時間

10 h

―

E

二酸化炭素発生量

30.030m /h/人

軽作業（空気調和衛生工学便覧）

F0初期二酸化炭素濃度

0.039％

国際標準大気濃度F1

許容二酸化炭素濃度0.5％

労働安全衛生規則

H

積算二酸化炭素発生量18.03 m 3

C×D×E－ （ F 1 － F 0 ） ×A×B÷100

I

吸 収 剤 CO 2 吸 収 性 能

―

J

設計裕度

―

K

吸収剤必要量H÷I

ま た ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 は 予 備 と し て 100%容 量 を 確 保 し ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 装
置の予備機側の吸収剤と交換することで，装置の運転時間の延長が可能な設計とする。

61-9-2-36

d． 保 管 時 の 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 性 能 劣 化 防 止
二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 の 水 酸 化 カ ル シ ウ ム （ Ca(OH) 2 ） は ， 常 温 の 大 気 中 で 二 酸 化
炭 素 と 反 応 し 炭 酸 カ ル シ ウ ム （ CaCO 3 ） と な る こ と か ら ， 待 機 時 に 大 気 に 触 れ ないように密閉保管する必要がある。
こ こ で ， Ca(OH) 2 ， 及 び CaCO 3 は 水 溶 液 と し て 二 酸 化 炭 素 と 反 応 す る （ 湿 分 により二酸化吸収性能は低下することがない）ため，二酸化炭素吸収剤は出入口に二重に設置する隔離弁の間の配管を水封することにより，二酸化炭素吸収性能を低下させることなく保管状態において大気から隔離可能な設計とする。

61-9-2-37

（６）二酸化炭素吸収装置の性能試験

a． 試 験 方 法
二酸化炭素吸収装置の性能試験は，ブロワ定格風量時においてブロワ下流側に二酸化炭素ボンベから二酸化炭素を吸収缶に供給し二酸化炭素濃度計により
出 口 側 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 を 測 定 し ， 10時 間 に お け る 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 に よ る 二
酸化炭素吸収量を測定する。
ここで，二酸化炭素供給量は，ガスメータによりプルーム通過時の高気密室
内 で の 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 一 定 で 制 御 し ，10時 間 の 試 験 に よ り 表 2.4-11の H項 に示 す 18.03m 3 の 積 算 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 供 給 可 能 と す る 。
本 試 験 は 収 容 人 数 を プ ル ー ム 通 過 時 に 必 要 な 対 策 要 員 69人 に 余 裕 15人 を 考 慮
し た 84人 が 発 生 す る 二 酸 化 炭 素 量 に 対 し て ， 再 現 性 確 認 と し て ３ 回 実 施 し ， 二酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 定 格 風 量 600m 3 /h， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量kgと し た 場

合 に お い て ， 上 記 の 積 算 二 酸 化 炭 素 発 生 量 18.03m 3 を 除 去 す る と と も に ， 二 酸 化
炭 素 濃 度（ 吸 収 缶 出 口 側 ）を 判 定 基 準 と な る 0.5％ 以 下 に 維 持 可 能 な こ と に つ いて確認を行う。
二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-20に 示 す 。

図 2.4-20

二酸化炭素吸収性能試験装置

61-9-2-38

系統図

b． 試 験 結 果
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 性 試 験 の 結 果 ，二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 は 3 回 の 試
験 全 て に お い て 判 定 基 準 と な る 18.03m 3 以 上 の 二 酸 化 炭 素 量 を 吸 収 し て お り ，
10 時 間 の 試 験 に お い て 二 酸 化 炭 素 濃 度 （ 吸 収 缶 出 口 側 ） の 二 酸 化 炭 素 濃 度 を
判 定 基 準 と な る 0.5％ 以 下 に 低 減 可 能 な こ と か ら ，二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 の 設 計 値
は十分な容量を確保していると判断する。
二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 結 果 と し て ，二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 の 測 定 結 果
を 表 2.4-10 に ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 缶 出 入 口 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 の 時 間 変 化 を 図
2.4-21 に 示 す 。

表 2.4-10

二酸化炭素吸収性能試験結果（二酸化炭素吸収量の積算値）

試験回数

二酸化炭素吸収量（積算）

判定

1 回目

23.34 m 3

合格

2 回目

22.28 m 3

合格

3 回目

22.36 m 3

合格

図 2.4-21

二酸化炭素吸収性能試験結果（二酸化炭素濃度の時間変化）

61-9-2-39

2.5

必要な情報を把握できる設備について（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 3）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，重大事故等時に対処するために必要な情報（プラントパラメータ）を把握できる設備として，主に デ ー タ 伝 送 装 置 ， 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装
置 か ら 構 成 す る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） を 構 築 す る 設 計 とする。
6 号炉及び 7 号炉のデータ伝送装置はコントロール建屋に設置し，緊急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装 置 は 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所に設置する設計とする。
6号 炉 及 び 7号 炉 の コ ン ト ロ ー ル 建 屋 に あ る デ ー タ 伝 送 装 置 か ら 5号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所にある緊急時対策支援システム伝送装置への デ ー タ 伝送 手 段 は ，有 線（ 光 フ ァ イ バ 通 信 回 線 ）と 無 線（ 無 線 通 信 回線 ） に よ り 構 成 し ， 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.5-1に 示す。

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.5-1に 示 す 。
表 2.5-1に 示 す 通 り ， 格 納 容 器 内 の 状 態 ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 ，
水 素 爆 発 に よ る 格 納 容 器 の 破 損 防 止 ，水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷
防 止 を 確 認 で き る パ ラ メ ー タ に つ い て も SPDS表 示 装 置 に て 確 認 で き る
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が 困
難 と な っ た 場 合 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 推 定 で き る よ う 可 能
な限り関連パラメータを確認できる設計とする。
ま た ，デ ー タ 表 示 装 置 は 今 後 の 監 視 パ ラ メ ー タ 追 加 や 表 示 機 能 の 拡 張等を考慮した設計とする。
なお，放射性物質の放射線量の測定に用いる可搬型モニタリングポス
ト，風向及び風速その他の気象条件の測定に用いる可搬型気象観測装置のデータは，無線により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に伝送することで確認できる設計とする。

61-9-2-40

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ）（ ケ ー ス 4）
設備構成及び概要は「ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース3）」 と 同 様 で あ る 。

無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟内緊急時対策所
２階

１階（待避室）

SPDS
表示装置

SPDS
表示装置

衛星無線
通信装置※３
光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置(c)
緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

光ファイバ
通信伝送装置※３(d)
電力保安通信用回線（有線系・無線系） ５
※

(2回線)

マイクロ波
無線装置※５

プロセス
計算機
(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
SPDS
表示装置

中央制御室等 制御盤

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※4

光ファイバ
通信伝送装置※３

本社
衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

マイクロ波
無線装置※５

衛星無線通信装置※３(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）

1～4号炉建屋(a)

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※５

有線

データ
伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

事務本館

国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

［凡例］

(d)

※１：７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 2.5-1

必要な情報を把握できる設備の概要

61-9-2-41： 有線系： 無線又は衛星系

SPDS
表示装置

表 2.5-1

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ

目 的
炉心反応度の状態確認

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

炉心冷却の状態確認

復水補給水系流量
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態

格納容器内の状態確認

残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量
放射能隔離の状態確認
環境の情報確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

格納容器隔離の状態
排気筒放射線レベル
モニタリングポストの指示
気象情報
使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水温
格納容器圧力逃がし装置水素濃度
格納容器圧力逃がし装置放射線レベル
原子炉建屋内水素ガス濃度61-9-2-42

2.6 通 信 連 絡 設 備 に つ い て（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 3）
発電所内の関係要員に対して必要な指示を行うための通信連絡設備（発電所内用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関連箇所へ連絡を行うための通信連絡設備（発電所外用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置し，専用であって多様性を確 保 し た 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.6-2 に 示 す 。

無線連絡設備（常設，可搬型）

テレビ会議システム（社内向）図 2.6-2

電力保安通信用電話設備（固定電話機， PHS端末， FAX）

送受話器
（ページング）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX）

局線加入電話設備（加入電話機，加入FAX）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）衛星電話設備（常設，可搬型）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-2-43

衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機，FAX（社内向），
テレビ会議システム（社内向））

通信連絡設備の概要

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ）（ ケ ー ス 4）
設 備 構 成 及 び 概 要 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 3）」と同様である。

61-9-2-44

3. 運用3.1

必要要員の構成，配置について(1)原子力防災組織
当社 は ，福 島 事故 か ら 得ら れ た課 題 から 原 子 力防 災 組織 に 適用 す べ き必 要 要件 を 定め，米国における非常事態対応のために標準化された Incident Command System（ICS）
を参 考 に， 重 大事 故 等 の中 期 的な 対 応が 必 要 とな る 場合 及 び発 電 所 の複 数 の原 子 炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できるよう，原子力防災組織を構築する。
（詳細は 5.11 参照）
柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 にお け る原 子 力防 災 組 織は ， その 基 本的 な 機 能と し て， ① 意
思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対 外対 応，⑤ロジ ステ ィッ ク・
リソ ー ス管 理 を有 し て おり ， ①の 責 任者 と し て本 部 長（ 所 長） が あ たり ， ②～ ⑤ の機
能毎に責任者として「統括」を置く。
本部 長 （所 長 ）の 権 限 につ い ては ， 予め 定 め る要 領 等に 記 載さ れ た 範囲 に おい て ，②～ ⑤ の各 統 括に 委 譲 され て おり ， 各統 括 は その 範 囲内 に おい て 自 律的 に 活動 す ることができる。（詳細は 5.12 参照）②～ ⑤ の機 能 を担 う 必 要要 員 規模 は 対応 す べ き事 故 の様 相 ，ま た 事 故の 進 展や 収 束の状 況 によ り 異な る が ，プ ル ーム 通 過の 前 ・ 中・ 後 でも 要 員の 規 模 を拡 大 ・縮 小 しな
がら円滑な対応が可能な組織運用とする。

柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 原子 力 事業 者 防災 業 務 計画 で は， 原 子力 災 害 が発 生 する お それがある場合又は発生した場合に，その情勢に応じて，以下のように態勢を区分する。
（詳細は 5.6 参照）① 原子力警戒態勢（原子力災害対策指針にて定められている警戒態勢に対処するための態勢）② 第 1 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている施設敷地緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づく通報事象相当）に対処するための態勢）③ 第 2 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている全面緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 15 条に基づく報告事象相当）に対処するための態勢）

重大事故等発生時には，第 2 次緊急時態勢を発令し，原子力防災組織の要員がその対応にあたる。初動対応後に想定される原子力防災組織の要員を図 3.1-1 に示す。
61-9-3-1

また，夜間・休祭日における原子力防災組織の要員は図 3.1-2 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 28 名と，②原子炉格納容器の破損等によ る 発電 所 外へ の 放 射性 物 質の 拡 散を 抑 制 する た めに 必 要な 要 員 とし て ，中 央 制御
室待避所にとどまる運転員 18 名と重大事故等対策の有効性評価における復旧班現場要員の 14 名，保安班現場要員 2 名，自衛消防隊（消防隊長 1 名，消防車隊 6 名，警備員
3 名）10 名を加えた合計 72 名を想定する。
原子 炉 格納 容 器が 破 損 し， 大 量の プ ルー ム が 放出 さ れる よ うな 事 態 にお い ては ， 不
要な被ばくから要員を守るため，緊急時対策所にとどまる必要のない要員については，所外に一時退避させる。
プル ー ム通 過 後に プ ラ ント 状 況等 に より ， 必 要に 応 じて 一 時退 避 さ せた 要 員を 再 参集させる。
なお ， プル ー ム通 過 の 判断 に つい て は， 可 搬 型モ ニ タリ ン グポ ス ト 等の 指 示値 に より判 断 を行 う 。保 安 班 長は ， プル ー ムの 影 響 によ り 可搬 型 モニ タ リ ング ポ スト 等 の線
量率が上昇した後に線量率が減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。

61-9-3-2

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

12 名

機能班（統括除き）60 名
計画・情報統括1名

本部長 1 名
本部付

72 名

4名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能6 号炉原子炉主
任技術者
1名

6 号統括 1 名
③現場対応機能

7 号炉原子炉主
任技術者
1名

7 号統括 1 名

計画班員 6 名

保安班長 1 名

保安班員 12 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)2 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)2 名

通報班長 1 名

通報班員 5 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班員 4 名

資材班長 1 名

資材班員
5名
資材班員５名③現場対応機能①意思決定・指揮機能
対外対応統括①
1名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

総務班長 1 名

総務班員 10 名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・6，7 号炉中央制御室にて対応を
行う運転員
運転員

18 名

・現場にて対応を行う復旧班要員
復旧班現場要員

63 名

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援
資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

106 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

・自衛消防隊（初期消火対応）

15 名

自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，長期的な対応に備え，所外に待機させた交代要員を招集し，順次交代させる。
今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-1

原子力防災組織の要員（第 2 次緊急時態勢

緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊

61-9-3-3

6，7 号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

10 名

本部長 1 名
本部付

4名

6 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名

機能班（統括除き）18 名
計画・情報統括
1名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能保安班長 1 名

保安班員 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)1 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)1 名

通報班長 1 名

通報班員 1 名

6 号統括 1 名
③現場対応機能
7 号統括 1 名
③現場対応機能①意思決定・指揮機能
原子炉主任技術者は発電所近傍の寮等から参集するが，発電所到着までは，通信連絡手段により，必要に応じ発電所と連絡をとり，保安上の指
示を出す。

凡例：

28 名

対外対応統括①
1名

計画班員 1 名

立地・広報班長 1 名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

運転員

18 名

復旧班現場要員

14 名

発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援

要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

総務班長 1 名

・現場にて対応を行う復旧班要員

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート

資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

資材班長②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・6，7 号炉中央制御室にて対応を行う運転員：初動態勢では統括が兼務する班長

44 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

2名

・自衛消防隊（初期消火対応）
自衛消防隊※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-2

原子力防災組織の要員（夜間・休祭日，緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊
61-9-3-4

6，7 号炉対応要員）

10 名

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

10 名

本部長 1 名
本部長
交代要員 1 名
本部付 2 名

凡例：

52 名

：プルーム通過時は統括が兼務する班長

機能班（統括除き）16 名

交代要員 26 名

計画・情報統括 1 名

計画班長 1 名

計画班員 3 名

計画班交代要員 4 名

計画・情報統括
交代要員 1 名

保安班長 1 名

保安班員 1 名

保安班交代要員 2 名

6 号統括 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

本部付
交代要員 2 名

6 号統括
交代要員 1 名

復旧班長(6 号炉)1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
1名

7 号統括 1 名

号機班長(7 号炉)1 名

7 号統括
交代要員 1 名

復旧班長(7 号炉)1 名

対外対応統括1名

通報班長 1 名

通報班交代要員 1 名

対外対応統括交代要員 1 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班交代要員 1 名

総務統括 1 名

資材班長 1 名

資材班交代要員 1 名

総務統括
交代要員 1 名

総務班長 1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
交代要員 1 名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉
主任技術者
交代要員 1 名

号機班交代要員 2 名

復旧班交代要員 2 名

総務班員 2 名

総務班交代要員 3 名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
35 名
・6，7 号炉中央制御室にて対応を
・現場にて対応を行う復旧班要員 ・現場にて対応を行う保安班要員
行う運転員
復旧班現場要員 14 名
運転員 18 名
保安班現場要員 3 名※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-3

プルーム通過時緊急時対策所，中央制御室にとどまる要員

61-9-3-5

表 3.1-1

本部要員 ※
( ２）

現場要員
初 動 態
勢

本部要員

①

現場要員
原 子 力
警 戒 態
勢

本部要員 ※
( ３）

②

現場要員
第 １ 次
緊 急 時
態勢

本部要員 ※
( ３）

③

緊急
中央
時対
制御
策所
室
（名） （名）要 員 数 （ ※1）
（名）

事象進展

通常時

重大事故発生時の事象進展に伴う緊急時対策所の収容人数（1／2）
中央
その
制御
他の
現場
室待
建屋
（名）
避室
（名）
（名）

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

5

－

－

－

28

－

現場対応

12

対外対応

4

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）復 旧 班 現 場 要 員 （ ※ 2）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

14

－

－

－

14

－

保 安 班 現 場 要 員 （ ※ 2）2

自 衛 消 防 隊 （ ※3）

10

1

－

－

9

－

意思決定・指揮

5

28

－

－

－

－

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

4

合計

備考

72

※4

2

現場要員

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復旧班現場要員

14

0～ 14

－

－

－

0～ 14

保安班現場要員20～ 2

自 衛 消 防 隊 （ ※3）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

7

72

－

－

－

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復 旧 班 現 場 要 員 (※ 4)

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ 4)

15

0～ 15

自 衛 消 防 隊 （ ※3）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

7

72

－

－

－

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復 旧 班 現 場 要 員 (※ 4)

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ 4)

15

0～ 15

自 衛 消 防 隊 （ ※3）

10

0～ 1

72

0～ 2
178

0～ 15
178

0～ 15
－

－

0～ 9

0～ 10

※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※2： 平 日 昼 間 は ， 事 務 本 館 等 で 勤 務 し て い る 。 平 日 夜 間 ・ 休 祭 日 に つ い て は ， 宿 泊 棟 等 で 待 機 。
※3： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 1 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ）6 名 ， 警 備 員 3 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ 4： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 招 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。

61-9-3-6

表 3.1-1

態勢

本部要員 ※
( ２）

緊 急 時

現場要員
本部要員

プ ル ー
ム 通 過
中（ 発 災か ら 24
時間後）
※4

現場要員

⑥

本部要員
現場要員

プ ル ー
ム 通 過
後（ プ ルー ム 放
出 開 始
か ら 10
時間後）
※4

緊急
中央
時対
制御
策所
室
（名） （名）要 員 数 （ ※1）
（名）

事象進展

第 2 次

重大事故発生時の事象進展に伴う緊急時対策所の収容人数（2／2）

意思決定・指揮7

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）復 旧 班 現 場 要 員 (※ 3)

中央
その
制御
他の
現場
室待
建屋
（名）
避室
（名）
（名）

72

－

－

－

－

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ 3)

15

0～ 15

自 衛 消 防 隊 （ ※2）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

5

52

－

－

－

－

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

合計

備考

178

0～ 15

ロジ・リソース管理5

本部交代要員26

運転員（当直）

18

－

－

18

－

0

復旧班現場要員

14

14

－

－

－

0

保安班現場要員

3

3

自衛消防隊

0

0

－

－

0

－

意思決定・指揮

5

52

－

－

－

－

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

87

※5

97

※6

0

ロジ・リソース管理5

本部交代要員26

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復旧班現場要員

14

0～ 14

－

－

－

0～ 14

保安班現場要員30～ 3

自 衛 消 防 隊 （ ※2）

10

0～ 1

0～ 3
－

－

0～ 9

0～ 10

：ＳＡ
※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※ 2： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 １ 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ） ６ 名 ， 警 備 員 ３ 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ 3： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 招 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。
※4：「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間※5： プ ル ー ム 放 出 前 に ， 緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 要 員 以 外 の 要 員 は 発 電 所 外 に 退 避 す る 。
※6： 必 要 に 応 じ ， 発 電 所 外 か ら 交 代 ・ 待 機 要 員 を 呼 び 寄 せ 要 員 と し て 加 え る 。

61-9-3-7

(3)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
第 2 次緊急時態勢において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応する要員は，図 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う
要員 72 名である。なお，図 3.1-1 における②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 106 名のうち中央制御室にて対応を行う運転員 18 名を除く 88 名についての待機場所としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（現場要員待機場所）を確保する。
また，プルーム通過中において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる要員は交代要員を考慮して，図 3.1-3 及び表 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 35 名のうち中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名を除く 17 名の合計 69 名を想定する。
本部長（所長）は，この要員数を目安として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる要員を判断する。
重大事故等に対処するための要員の動きを図 3.1-5 に示す。

61-9-3-8

事故前
(地震等)

場所
「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
防災対策

現場③ 第 1 次緊急時態勢（10 条）
原子力警戒態勢④ 第 2 次緊急時態勢（15 条）②初動対応後

①初動態勢

6，7 号炉中央制御室

事故拡大防止，炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動
運転員（当直）（18）

初動対応要員プルーム通過後⑥34 時間⑤24 時間②

重大事故等対策

プルーム通過中
10 時間

炉心露出，損傷，溶融事故発生，拡大

運転操作，監視待避室（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，注水等）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避

復旧班現場要員（14）招集要員

運転員（当直）（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，
注水等），放射性物質拡散抑制活動
復旧班現場要員（49）

緊急時対策所（14）現場対応（注水，給油等）
復旧班現場要員（14）退避（49）
モニタリング要員

現場（14）

モニタリングポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置
保安班現場要員（2）
自衛消防隊（初期消火対応）

保安班現場要員（15）現場（3）退避（12）
自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
本部要員（28）

保安班現場要員（3）

緊急時対策所（3）

本部要員（72）

本部要員（26） (69)
本部交代要員（26）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）

再参集（10）

本部要員(52)

退避（20）

構外

参集（必要に応じ）交代・待機要員

図 3.1-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，中央制御室
61-9-3-9

事故発生からプルーム通過までの要員の動き：ＳＡ3.2 事象発生後の要員の動きについて(1)免震重要棟内緊急時対策所
a.要員の非常召集要領について(a) 平日勤務時間中
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，総務班は，電話，サイレン吹鳴，所内放送，ページング等
にて，発電所内の緊急時対策要員に対して召集連絡を行う。

(b)夜間・休祭日中
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，総務班は，所内はサイレン吹鳴，ページングで召集連絡をするとともに，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，電話，
自動呼出・安否確認システム等を活用し要員の非常召集及び情報提供を行う。
新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された
場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
参集場所は，柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（図 3.2-2 参照）とし,その両方を使用するが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
なお，参集場所は発電所員の居住エリアと万が一プルームが放出された後にも使用することを考え，発電所からの方位を考慮して選定した。柏崎エネルギーホール
は敷地面積約 3,000ｍ 2 ，延床面積約 1,900ｍ 2 の建築基準法の旧耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製であり，2007 年中越沖地震発生時においても大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有していると考えている。また，刈羽寮は敷地面積約 4,900ｍ 2 ，延床面積約 1,100ｍ 2 の建築基準法の新耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製の建築物であり十分な耐震性を有している。
緊急時対策要員の非常召集要領の詳細について，表 3.2-1 に示す。また，自動呼出・
安否確認システムの概要を図 3.2-1 に示す。
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，図 3.2-2 に示すとおりであり，
要員参集ルートの障害要因としては，比較的に平坦な土地であることから土砂災害の影響は少なく，地震による橋の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩落については，要員参集ルート上の橋梁が崩落等により通行が61-9-3-10

できなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。
また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。なお，地震による参集ルー
ト上の主要な橋梁への影響については，2007 年新潟県中越沖地震においても，橋梁本体の損傷 による構 造 安全性に著 しい影響 の あるような 損傷は見 ら れず （ ※ １ ）， 実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション （ ※ ２ ） によれば，大規 模 な地震 が発 生し，発電所で重大事故等が発生した場合，住民避難のため発電所の南西の海側ルートに交通渋滞が発生しやすいという結果が得られており，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発
生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3.2-2 に図示した海沿いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。
また，発電所敷地外から発電所構内への参集ルートは，通常の正門を通過するルートに加え，迂回ルートも確保している。発電所構内への参集ルートを図 3.2-3 に示す。
復旧班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，現場に出向している現場要員に対しては，随時，通信連絡設備（無線連絡設備等）を使用し，計画班が随時評価する格納容器ベント実施予測時刻を連絡するとともに，現場要員のうちプルーム
放出時に発電所から退避予定の要員に対しては，格納容器ベント実施予測時刻の２時間前までに余裕をもって免震重要棟緊急時対策所に戻ってくるよう指示する。
総務班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，復旧班他と協働し，緊急時対応に必要な要員のみを参集させることとし，不測の事態に備えるため防護具を携帯させる。参集途中の要員に対しては，随時，通信連絡設備（衛星電話設備等）を使用して，格納容器ベント実施予測時刻を連絡する。また，プルーム放出時の参集要
員の無用な被ばくを回避するため，PAZ（予防的防護措置を準備する区域，発電所から半径 5ｋｍ）外への退避時間を考慮し，遅くとも格納容器ベントの実施見通しの 2
時間前までに参集途中の要員に対して，参集の中止，PAZ 外への退避を指示する。
意図せずプルーム放出が始まるなど不測の事態が発生した場合，本部長は，総務班長を通じて，参集途中の要員に対して，緊急に PAZ 外に退避するよう指示することを基本とするが，免震重要棟内緊急時対策所までの移動時間等を考慮し，参集を継続させるかについて総合的に判断する。

61-9-3-11

(※ １ )参 考 文 献 ：2007 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 の 被 害 と そ の 特 徴 ／ 小 長 井 一 男 （ 東 京 大 学 教 授 生 産技術研究所）他
国 土 技 術 政 策 研 究 所 資 料 No.439 ， 土 木 研 究 所 資 料 No.4086 ， 建 築 研 究 資 料
No.112「 平 成 19 年 （ 2007 年 ） 新 潟 県 中 越 沖 地 震 被 害 調 査 報 告 」(※ ２ )参 考 文 献 ： 新 潟 県 殿 向 け 「 平 成 26 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」 ～ 最 終 報 告 書 ～BGS-BX-140147

平 成 26 年 8 月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html○自動呼出・安否確認システムによる緊急時対策要員の召集
平日勤務時間中については総務班長が，夜間・休祭日については夜間・休祭日当番者が自動呼出・安否確認システムを操作し，緊急時対策要員の自宅又は携帯電話への呼出
電話若しくは携帯電話へのメール発信を行う。

総務班長又は夜間・休祭日責任者（電話で起動）（PC に入力起動）

電話
電話回答
メール

回答確認

メール回答
自動呼出・安否確認システム

図 3.2-1

自動呼出・安否確認システムの概要

61-9-3-12

緊急時対策要員
自宅電話，携帯電話

緊急時対策要員
携帯電話

表 3.2-1

緊急時対策要員の非常召集要領のまとめ

非常召集連絡非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要員
は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。
○地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族を一旦避難所に避難させるなどの必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。
○参集場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に参集した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（格納容器ベント予定時刻含む），召集人数，必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む）② 召集した要員の確認（人数，体調等）③ 持参品（通信連絡設備，懐中電灯等）④ 天候，災害情報（道路状況含む）⑤参集手段（徒歩，自動車等），参集予定時刻⑥ 参集場所 ※ （免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）※発電所への参集者に対しては，発電所正門に参集場所となる緊急時対策所を掲示することにより，免震重要棟内緊急時対策所若しくは 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所のどちらの施設で活動を実施しているかについて周知する。これにより，参集要員が無駄な被ばくをしないようにする。
○原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間中＞＜夜間・休祭日＞

原子力防災管理者

原子力防災管理者①報告②指示

連絡責任者（運転管理部長）

①報告

②指示

連絡責任者
（夜間・休祭日責任者）

総務班長
・サイレン吹鳴・所内放送・ ペー ジン グ(当直 長
に依頼）
・電話

・電話
・自動呼出・安否確認システム起動・サイレン吹鳴・ページング(当直長に依頼）
夜間・休祭日当番者

副原子力防災責任者，（初動要員）

本部員
副原子力防災責任者，
各統括

本部員

各班長

各統括

各班員

各班長
各班員

61-9-3-13

図 3.2-2

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート

61-9-3-14

図 3.2-3

発電所構内への参集ルート

61-9-3-15

(2)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
a.要員の非常召集要領について
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合の非常召集要領は表 3.2-1 のとおりであり,詳細は免震重要棟内緊急時対策所の場合と同様である。（(1)a.(b)「夜間・休祭日中」参照）
総務班は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動した後，常設された機器を使用して最優先で要員参集を行い，その後，緊急時対策本部は正門に連絡し，参集場所を示す看板「5 号」等の掲示を指示する。発電所に直接参集した要員は，正門の看板「5 号」等を確認し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する。これにより，参集要員が無駄な被ばくをしないようにする。

b.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げについて
発電所立地地域に震度6弱以上（気象庁発表）の地震が発生した場合，以下の要領により，免震重要棟内緊急時対策所の使用可否を判断し，使用可能と判断できない
場合は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動する。（使用可否の判断基準については5.8参照）①

初動対応要員は，免震重要棟の入口に一時参集する。

②

初動対応要員は，変位量識別用ポールの損傷の有無によって，地震動により免震重要棟の建物上屋の変位量が75cmを超えなかったこと，免震重要棟基礎部に設置する地震計により震度７未満であることを確認する。

③

本部長は，上記の確認結果の報告を受け，変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度７未満の場合は，免震重要棟内緊急時対策所の使用を判断する。②，③の所要時間は約10分である。

④

変位量識別用ポール（75cm）が損傷していた場合（以下，「ケース1」という。），
変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度7であった場合（以下，「ケース2」という。）は，本部長は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動を判断する。

⑤

免震重要棟内緊急時対策所を使用中に，再び建屋に影響があるような地震に見舞われた場合は，上記②～④の要領で免震重要棟の建物上屋の変位量及び免震重要棟基礎部の地震計の震度を確認し，本部長は免震重要棟内緊急時対策所の継続使用，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動を判断する。

（以下，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動すると判断した場合）⑥

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動する際，基本的に必要最小限の要員を免震重要棟又はその近傍に残し，本部長はその要員を指名する。

⑦

保安班は，屋外が放射性物質で汚染している場合は，要員に必要な防護具を着
用させる。

⑧

本部長を含めた初動対応要員は，必要最小限の要員をケース1の場合は免震重61-9-3-16要棟の近傍，ケース2の場合は免震重要棟内緊急時対策所に残して，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する。その際のアクセスルートについては，
図3.2-6のとおり。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動時間は76分程度である。
その間，ケース1の場合は，免震重要棟の近傍に残った要員は，免震重要棟又は宿泊場所から持ち出した通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（可搬型））で，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じ本部長の代行として指揮をとる。
ケース2の場合は，免震重要棟内緊急時対策所に残った要員が通信連絡設備を使用し，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じて本部長の代行として指揮をとる。
⑨

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備，必要な情報を把握できる設
備等へは，通常5号炉非常用高圧母線で給電が行われるが，非常用高圧母線から受電できない場合は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を起動 し， そ れか らの 受 電に 切替 え るこ とで 給 電す る。 本 部長 は， 可 搬型 電源
設備 の起 動 する 要員 に つい て， 現 場対 応を 妨 げる こと が ない よう ， 現場 対応
でな い要 員 の中 から 指 名す る。 本 部及 び主 要 な機 能班 の 机等 は予 め 配備 されており，本部立ち上げに要する要員は5名程度で可能である。免震重要棟の使用可否判断，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動，可搬型電源設備起動も含めて96分程度で対応可能である。タイムチャートは図3.2-7に示す。

⑩

本部長は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の本部立ち上げ後に，免震重要棟
又は その 近 傍に 残っ た 要員 から 移 動中 に収 集 され たプ ラ ント 状況 等 の報 告を受ける。

⑪

免震重要棟又はその近傍に残った要員は，本部長への報告の後に5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所に向けて移動し，合流する。

61-9-3-17図 3.2-6

免震重要棟内緊急時対策所から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルート

経過時間（分）
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

90

▽変位量識別ポール、地震計確認指示
１
名

総務班

100

110

120

130

140

150

160

170

▽本部立ち上げ・指揮開始

変位量識別用ポール、地震計確認／所長移動判断

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動

免震重要棟内緊急時対策所から５号炉原子炉建屋内緊急時対緊急時対策要策所への移動手順
員

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所本部立ち上げ

一部の要員が免震重要棟またはその近傍に残り，各中央制御室と連絡，プラント状況を把握，必要に応じ本部長代行として指揮－一部の要員が本部長にプラント状況について報告し、５号炉に移動・合流

図 3.2-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げタイムチャート

61-9-3-18

c.発電所からの一時退避について
重大 事 故 対応 に も かか わら ず ， プラ ン ト の状 況が 悪 化 した 場 合 ，プ ルー ム 放 出に
先立 っ て， 以 下 の要 領 にて ， 緊急 時 対 策所 に とど ま る要 員 を 対策 本 部に 移 動さ せ ，
それ 以 外の 要 員 は発 電 所か ら 構外 （ 原 子力 事 業所 災 害対 策 支 援拠 点 等） へ 一時 退 避させる。
① 本部長は，プルームの放出のおそれがある場合，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策 所 に とど ま る 要員 の対 策 本 部へ の 移 動と ，と ど ま る必 要 が ない 要員 の発電所から一時退避に関する判断を行う。
② 本部 長 は ，プ ル ー ム放 出中 に 緊 急時 対 策 所に とど ま る 要員 と ， 発電 所か ら一時退避する要員とを明確にする。
③ 本部長の指示の下，とどまる要員は対策本部に移動する。
④ 本部 長 は ，発 電 所 から 一時 退 避 する た め の要 員の 退 避 に係 る 体 制， 連絡 手段， 移 動 手段 を 確 保さ せ， 放 射 性物 質 に よる 影響 の 少 ない と 想 定さ れる 場
所（ 原 子 力事 業 所 災害 対策 支 援 拠点 等 ） への 退避 を 指 示す る 。 柏崎 エネ ル
ギーホールへの退避ルートは参集ルートの同じルートとなり，距離約 11km，
徒歩で 3 時間程度かかる。
⑤ 本部 長 は ，プ ル ー ム通 過後 に プ ラン ト 状 況等 によ り ， 必要 に 応 じて 一時 退避させた要員を再参集する。

d.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備等について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，可搬型陽圧化空調機，空気ボンベ陽圧化装
置及び二酸化炭素吸収装置を配備し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への外気の流入を遮断可能なものとしている。

(a) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の起動
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した後，以下の要領にて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動する。
① 5 号炉中央制御室換気空調系の送風機及び排風機を停止する。
② 5 号炉 MCR 外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ及び MCR 非常用外気取入ダ
ンパを閉操作する。

61-9-3-19

③ 5 号炉中央制御室換気空調系給排気口に閉止板を取り付ける。
④ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動し，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化を開始する。

(b)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置による加圧判断
放射性プルーム通過時においては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機から空気ボンベ陽圧化装置に切替えることにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への外気の流入を遮断する。
この 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置による加圧判
断のフローチャートは図 3.2-8 に示す通りであり，以下の①②のいずれかの場合において，空気ボンベ陽圧化装置による加圧を開始する。
① 以下の【条件 1-1】及び【条件 1-2】が満たされた場合【条件 1-1】6 号炉及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必
要なパラメータの監視不可【条件 1-2】可搬型モニタリングポスト（5 号炉近傍に設置するもの，
以下同じ），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリア
モニタいずれかのモニタ値が急上昇し警報発生② 以下の【条件 2-1-1】又は【条件 2-1-2】，及び【条件 2-2-1】又は【条（どちらか） （どちらか）

件 2-2-2】が満たされた場合【条件 2-1-1】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器ベント判断【条件 2-1-2】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器破損徴候が発生【条件 2-2-1】格納容器ベント実施の直前【条件 2-2-2】可搬型モニタリングポスト，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタいずれかのモニタ値が急上
昇し警報発生【条件 2-2-1】であれば実施タイミングが明確であること，【条件 1-2】及び【条件 2-2-2】であれば放射性物質が室内に到達してしまってからでも 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタによって瞬時に検知できる設計とすることから，加圧判断が遅れることはない。加圧判断後の操作も陽圧化を維持したまま 1～2 分で実施可能な設計とするため，最長でも 2 分以

61-9-3-20

内で外気の流入を遮断することが可能となる。
なお，判断に用いる計器は，5 号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポ
スト，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタの 2 種類であるが，設計基準対象施設であるモニタリングポスト，気象観測設備，重大事故等対処設備であるその他の可搬型モニタリングポスト，可搬型気象観測装置
についても値が参照可能な場合は傾向監視を実施し，状況把握の一助とする。

(c) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置の起動，及び，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の停止①

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトを切離し ，可 搬型陽 圧化 空調機 給気 口に閉 止板 を取付 ける ととも に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置空気給気弁を開操作し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化を開始する。
陽圧化の開始操作については，全て 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
内から操作可能とすることにより，速やかな切り替え操作を可能とする。

②

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の二酸化炭素濃度上昇を防止するために，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸化炭素吸収装置を起動する。

③

陽圧化状態の差圧確認後に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所外の 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を停止する。

(d) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置の停止
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置は，原則停止しない。但し，モニタリングポスト等の周辺環境パラメータにより周辺環境
中の放射性物質が十分減少したと評価できる場合は停止を検討する。
また，自主対策として準備している空気ボンベカードル車に つい ては ，
事前に接続口付近に移動させておき，必要に応じて使用する準備を整えておく。

61-9-3-21

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で対応開始（ ※1）
5 号炉近傍に設置するもの

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

可搬型モニタリングポス
ト （ ※1），5 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所可搬型
エリアモニタ設置開始

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を開始

6 号炉及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必要なパラ
メ ー タ （ ※2） を 監 視 可 能

ＮＯ

（ ※3）
警報により
確実に検知
可能

空気ボンベ元弁開操作実施
ＹＥＳ
可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始

6 号炉及び 7 号炉のプラントパラメータの傾向監視を実施

6 号炉又は 7 号炉で炉心損傷を確認

いずれかの モニタ値急上昇(b)①

空気ボンベ加圧開始

空気ボンベ元弁開操作実施
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を継続

6 号炉又は 7 号炉にて格納
容器ベントの実施を判断
又は格納容器破損徴候を確認
（ ※4）

ＹＥＳ

可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始
ベント実施直前
又はいずれかの モニタ値急上昇(b)②

図 3.2-8

空気ボンベ加圧開始ＮＯ（ ※2） 具 体 的 に は 以 下
炉心損傷の評価： 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 ﾚﾍﾞﾙ， 原 子 炉
水位，原子炉圧力，原子炉圧力容器温度，各種注水設備流量など
格納容器破損の評価： 格 納 容 器 内 圧 力 ，ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ雰 囲 気 温 度 ，
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ気 体 温 度 ， 格 納 容 器 内
水素濃度，格納容器内酸素濃度，原子炉建屋水素濃度など（ ※4）
格納容器の限界圧力又は限界温度を超過する徴候，原子炉建屋水素濃度が格納容
器異常漏えい判断基準に到達する徴候

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置による加圧判断のフローチャート

61-9-3-22

3.3

汚染持ち込み防止について
緊 急 時 対 策 所 に は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た よ う
な状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モ
ニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，緊 急 時 対 策 所 に 待 機 し て い た 要 員 が ，屋 外 で 作 業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際等に利用する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，要 員 の 被 ば く 低 減 の 観 点 か ら ，建 物 内 に 設 営 す る 。
また，チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾電池
内 蔵 型 照 明 を 配 備 す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の チ ェ ン ジ ン グ エ
リ ア 設 営 場 所 及 び 概 略 図 を 図 3 . 3 - 2 に 示 す 。な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，使用する緊急時対策所のチェンジングエリアを設営する。

61-9-3-23

（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア

5 号炉原子炉建屋 3 階
脱衣エリア

除染エリア

靴脱ぎ場
サーベイエリア

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

図 3.3-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア
設営場所及び概略図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-3-24

3.4配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所には，少なくとも外部から支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，必要な資機材を配備する。なお，それぞれの資機材は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

61-9-3-25

（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 配 備 す る 資 機 材 の 数 量 を 表 3.4-2に，資 機 材 保 管 場 所 の 位 置 及 び 調 達 経 路 を 図 3.4-2 に 示 す 。

表 3.4-2
区分

品目

数量

備考

汚染防護服

1,89 0 着

180 名 ※ 1 × 7 日 ×1. 5＝ 1,890

全面マスク

810 個

180 名 ×3 日 ×1.5＝ 810 ※ 2

チャコールフィルタ

3,78 0 個

180 名 ×7 日 ×2× 1.5 ＝ 3,780

個人線量計

個人線量計

180 台

180 名

サーベイ

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

5台

予備を含む

メータ等

電離箱サーベイメータ

8台

予備を含む

可搬型エリアモニタ

4台

1 台は陽圧化の判断に使用する

防護具

放射
線
管理
用
資機
材

配備する資機材の数量

重大事故等対処設備とする。
予備を含む
チェンジグエリア用資機材

資料

1式

原 子 力 災 害

・発電所周辺地図対 策 活 動 に・発電所周辺人口関連データ

必要な資料

・主要系統模式図

1式・系統図及びプラント配置図
等
食料
等

食料等

酸素濃度計

・食料

3,78 0 食

180 名 ×7 日 × 3 食 ＝ 3,780

・ 飲 料 水 （ 1. 5 リ ッ ト ル ）2,52 0 本

180 名 ×7 日 × 2 本 ＝ 2,520

酸素濃度計

2台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

2台

予備を含む

二 酸 化 炭 素
その
他

濃度計
ヨウ素剤

ヨウ素剤

1,44 0 錠

180 名 ×（ 初 日 2 錠 +2 日 目 以 降
1 錠 ／ 1 日 ＝ 8 錠 ） ＝ 1,440※ 1： 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 応 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕※ 2： 4 日 目 以 降 は 除 染 で 対 応 す る 。

61-9-3-26

5 号炉原子炉建屋

図 3.4-2

地上 3 階

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
調達経路

資機材保管場所の位置及び枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-3-27

4. 耐 震 設 計 方 針 に つ い て
緊 急 時 対 策 所 の 機 能 は ，事 故 時 に お い て事 故 対 処 に 必 要 な 情 報 を 把 握 し ，対策指令・通信連絡を行うとともに，事故対処するために必要な要員がとどまることが出来ることである。そのために，・ 電源設備・ 居住性を確保するための設備
・ 通信連絡設備・ 必要な情報を把握できる設備
等の設備を有する設計とし，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所各々に設置する設計とする。

61-9-4-1無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟内緊急時対策所
２階

１階（待避室）

SPDS
表示装置

SPDS
表示装置

衛星無線
通信装置※３
光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置(c)
緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

光ファイバ
通信伝送装置※３(d)
電力保安通信用回線（有線系・無線系） ※
５

(2回線)

マイクロ波
無線装置※５

プロセス
計算機
(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
SPDS
表示装置

中央制御室等 制御盤

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置※３

緊急時対策支援システム伝送装置※4

本社
衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

マイクロ波
無線装置※５

衛星無線通信装置※３(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）

1～4号炉建屋(a)

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※５

有線

データ
伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

事務本館

国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

［凡例］

(d)

※１：７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 4-7

必要な情報を把握できる設備に係わる耐震措置の概要

61-9-4-2

SPDS
表示装置

： 有線系
： 無線又は衛星系： 基準地震動による地震力に対し，機能を維持する範囲： データ 伝送手段の多様化（有線又は無線，衛星系）を図る範囲

（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設備に対し転倒防止措置等を施すこと で ，基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 必 要 な 機 能 を 喪 失 し な い 設 計 と する。
以下，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設備に対する耐震設計方針について記す。

ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備，居住性を確保するための設 備 ，放 射 線 管 理 設 備 ，通 信 連 絡 設 備 ，必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 に 対し て 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能を喪失しない設計とする。

表 4-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と主要設備（耐震設計）
機能

耐震設計

電源設備

可搬型代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備），負荷変圧器，交流分電盤

居住性を確保するための設備

5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 可 搬 型 陽 圧 化 空
調 機 ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 空 気 ボ ン ベ
陽 圧 化 装 置 ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 二 酸
化炭素吸収装置，可搬型エリアモニタ，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計
発電所内用
無線連絡設備，衛星電話設備

通信連絡設備必要な情報を把握できる設備

発電所外用
衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を用いた通信連絡設備
必要な情報を把握できる設備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） ）ｂ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 代替交流電源設備の耐震設計
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 電 源 設 備 で あ る 代 替 交 流 電 源 設 備（ 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は 5 号炉原子炉建屋東61-9-4-3

側に設置し，頑強なフィルタベント建屋基礎に固定することで転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備である代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備）は，予備を大湊側高台保管場所に保管することとする。予備は車両に搭載すること等で転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
また，負荷変圧器，交流分電盤は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備から負荷変圧器，交流分電盤及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所重大事故対処設備までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

図 4-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-4-4

保管，設置位置図

図 4-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

ｃ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

外観図

可搬型陽圧化空調機の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機に関しては，転倒
防 止 措 置 等 を 施 す と 共 に ，加 振 試 験 等 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対して機能が喪失しないことを確認する。

ｄ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

空気ボンベ陽圧化装置の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置に関しては，空気 ボ ン ベ の 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，配 管 ・ 弁 が 基 準 地 震 動 に よ る
地震力に対して機能を喪失しない設計とする。

e． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

二酸化炭素吸収装置の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸化炭素吸収装置に関しては，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-5

f． 通 信 連 絡 設 備 及 び 必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 の 耐 震 設 計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する通信連絡設備及び必要な情報 を 把 握 で き る 設 備 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よ る
地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
ま た ,建 屋 間 の 伝 送 ル ー ト は ， 無 線 系 回 線 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震
力 に 対 す る 耐 震 性 を 確 保 す る 設 計 と し ，有 線 系 回 線 に つ い て は 可 と う 性 を
有 す る と 共 に ，余 長 の 確 保 及 び 2 回 線 化 す る こ と に よ り ，地 震 力 に よ る 影
響を低減する設計とする。

61-9-4-6

表 4-6 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 通信連絡設備に係わる耐震設計

通信種別

主要設備

耐震設計
・衛星電話設備（常設）の衛星電話用アンテナ，端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失
常設

発電所内外

しないことを確認する。
・衛星電話設備（常設）の端末装置から衛星電話用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管

衛星電話設備等に布設する。
可搬型

・衛星電話設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（常設）の無線連絡用アンテナ，据置型の端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建

常設
発電所内

無線連絡設備発電所外

ネットワークを用いた通信連絡設備能が喪失しないことを確認する。
・据置型の端末装置から無線連絡用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

可搬型

統合原子力防災屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機

テレビ会議
システム

・無線連絡設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX 及び通信装置）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験

IP-電話機等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

IP-FAX

61-9-4-7

表 4-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 必要な情報を把握できる設備に係わる耐震設計
場所

主要設備
データ伝送装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

6 号炉

光ファイバ

・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等

及び 7 号炉

通信伝送装置を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

コントロール建屋

・無線通信装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共無線通信装置に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・無線通信用アンテナは，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋，7 号炉排気筒及び 5 号炉原子炉

建屋間
建屋間

無線系

伝送
ルート

建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

有線系

光ファイバ
通信伝送装置・有線系のケーブルについては，可とう性を有すると共に余長を確保する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等

5 号炉

無線通信装置・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

原子炉建屋内緊急時対策所により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS 表示装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・SPDS 表示装置は耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-8

g． 酸 素 濃 度 計 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ， 差 圧 計 ， 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 耐 震 設
計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニアは，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

表 4-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
差圧計，可搬型エリアモニタに係る耐震設計
設備

機器

酸素濃度計

二酸化炭素濃度計
居住性を確保するための設備※1
差圧計

可搬型エリアモニタ

耐震設計
・酸素濃度計は，耐震性を有する 5 号
炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・差圧計は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・可搬型エリアモニタは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

※1 居住性を確保するための設備のうち，可搬型モニタリングポストに つ い て は 「 3.17 監 視 測 定 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設
計 方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-4-9h.

建屋内アクセスルートの耐震設計
地 震 ，地 震 随 伴 火 災 及 び 地 震 に よ る 内 部 溢 水 を 想 定 し た 場 合 に お い て も ，

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 要 員 が 必 要 な 対 策 活 動 を 行 う た め ,5 号
炉原子炉建屋内のアクセスが出来るように設計する。

建屋内アクセスルートの耐震設計として緊急時対策所の機能に影響を与える恐れがある以下の事項について確認及び対策を行うこととする。5 号
炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト を 図 4-9 に 示 す 。

①

地震時の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うために 作 業 現 場 と の 行 き 来 を す る 場 合 等 に お い て ，地 震 に よ る 転 倒 等 に よ り
通 行 が 阻 害 さ れ な い こ と を 確 認 す る た め ，プ ラ ン ト ウ ォ ー ク ダ ウ ン に て確認することとする。

②

地震随伴火災の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため作業現場との行き来をする場合等において，地震により機器が損壊し，火災源となることにより通行が阻害されないように設計する。

③

地震による内部溢水の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため

作 業 現 場 と の 行 き 来 を す る 場 合 等 に お い て ，地 震 に よ り 溢 水 源 と な る 配管等が損壊し，通行が阻害されないように設計する。

61-9-4-10

図 4-95 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 1/4）

61-9-4-11

図 4-95 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 2/4）

61-9-4-12

図 4-95 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 3/4）

61-9-4-13

図 4-95 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 4/4）

61-9-4-14

ｉ.

地震時の影響評価結果

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 5 号炉原子炉建屋内アクセスルート上の 機 器 等 の 転 倒 防 止 処 置 等 確 認 結 果 を 表 4-9 に 示 し ， ア ク セ ス ル ー ト ウ ォ ー
ク ダ ウ ン 確 認 状 況 を 表 4-10 に 示 す 。

（アクセスルートウォークダウンの観点・結果）・ 周 辺 施 設 ま で の 離 隔 距 離 を と る 等 に よ り ，ア ク セ ス 性 に 与 え る 影 響 が な いことを確認した。
・ 周 辺 に 作 業 用 ホ イ ス ト・レ ー ル ，グ レ ー チ ン グ ，手 す り 等 があ る 場 合 ，落下防止措置等により，アクセス性に与える影響はないことを確認した。
・ 周 辺 に 転 倒 す る 可 能 性 の あ る 常 設 及 び 仮 設 資 機 材 設 備 等 が あ る 場 合 ，転 倒防止処置等が実施されていることを確認した。
・ 万 が 一 ，周 辺 に あ る 常 設 及 び 仮 設 資 機 材 設 備 等 が 転 倒 し た 場 合 で あ っ て も ，通 行 可 能 な 通 路 幅 が あ る か ，通 路 幅 が な い 場 合 で あ っ て も 迂 回 又 は 乗 り 越えが可能であるため，アクセス性に与える影響はないことを確認した。
・ 上 部 に 照 明 器 具 が あ る 場 合 ，蛍 光 灯 等 の 落 下 を 想 定 し て も ，ア ク セ ス 性 に与える影響はないことを確認した。
・ 周 辺 に 油 タ ン ク 等 が あ る 場 合 ，位 置 ，構造 ，可 燃 物 移 設 等 によ り ，火 災 によるアクセス性に与える影響はないことを確認した。

なお，柏崎刈羽原子力発電所の屋内設置物（仮置き，保管物品）の固縛に つ い て は ，2 0 0 7 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 時 に ，仮 置 き し て い た 資 機 材 が 地 震
動 に よ り 移 動 し ，ほ う 酸 水 注 入 系 配 管 の 保 温 材 を 変 形 さ せ た 事 象 を 踏 ま え ，
以下の方針に基づき設置物の固縛を実施する運用としている。
①

設置物についてはその物品の形状や保管状態，人の退避空間の確保，現場へのアクセスルート確保を検討のうえ，改善すべき点があれば固定・固縛・転倒防止・レイアウトの変更等を行う。

②

設 置 物 に つ い て は 本 設 の 重 要 設 備 近 傍 に は 近 づ け な い 。（ 重 要 設 備 近 傍に 設 置 す る 場 合 は ， 固 定 ， 固 縛 を 実 施 す る 。）

61-9-4-15

表 4-9
項目
棚・ラック
ボ
ン
ベ

B 系ディーゼ
ル発電機制御盤室通路
・デ ィ ー ゼル 発 電 機 用

リフター

工具棚
B 系ディーゼ
ル発電機制御盤室通路・ 高 圧 窒 素
ガ ス 供 給 系
ボ ン ベ ラ ック
B 系非常用デ
ィーゼル電気品室・ リフター
HPCS 系 非 常 用ディーゼル電気品室
・ リフター

機器等の転倒防止処置等確認項目及び評価結果
設置箇所
5 号炉原子炉
建屋地上 1 階(非 管 理 区 域 )T.M.S.L.+12,300
5 号炉原子炉
建屋地上 1 階(非 管 理 区 域 )T.M.S.L.+12,300

5 号炉原子炉
建屋地上 1 階(非 管 理 区 域 )T.M.S.L.+12,300
5 号炉原子炉
建屋地上 1 階(非 管 理 区 域 )T.M.S.L.+12,
300

評価結果
・
・

一般的な転倒防止策を実施
転倒した場合でも通行可能な通路
幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 な た め ア
クセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 1 参照）

一般的な転倒防止策を実施
転倒した場合でも通行可能な通路
幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 な た め ア
クセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 2 参照）○

・・

一般的な転倒防止策を実施
転倒した場合でも通行可能な通路
幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 な た め ア
クセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路
幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 な た め ア
クセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）○・・

61-9-4-16○○

表 4-10

各項目の転倒防止処置の例

設置物の外観転倒防止対策棚・ラック等（写真１）
ボンベ（写真２）
リフター（写真３）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

61-9-4-17

5. 添 付 資 料
5.1

チェンジングエリアについて（１）チェンジングエリアの基本的な考え方
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 に あ た っ て は ，「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附
属 施 設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 」第 61 条 第 １ 項（ 緊
急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関す る 規 則 の 解 釈 」第 76 条 第 １ 項（ 緊 急 時 対 策 所 ）に 基 づ き ，緊 急 時 対 策 所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

（ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 第 76条第１項（緊急時対策所）抜粋）

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下におい て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン グ
及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

（２）チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に併設するとともに，要員の被ば
く 低 減 の 観 点 か ら 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 に 設 営 す る 。 概 要 は 表 5.1-1 の と おり。

61-9-5-1

表 5.1-1

チェンジングエリアの概要

項目

理由
緊急時対策所の外側が放射性物質に

5 号炉原子炉建屋より汚染したような状況下におい設営

3階て，緊急時対策所への汚染の持ち込場所

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所みを防止するため，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。

設営
形式

設営の迅速化のため，通路等により区

通路区画（常設）

画された場所に，常設化する。

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10

緊急時対策所の外側が放射性物質に手順

条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ，保 安 班

より汚染するようなおそれが発生し着手

長 が ，事 象 進 展 の 状 況 ，参 集 済 みた場合，チェンジングエリアの設営のの要員数及び保安班が実施する

を行う。

判断

作 業 の 優 先 順 位 を 考 慮 し て ，チ ェ基準ンジングエリア設営を行うと判断した場合。
チェンジングエリアを速やかに設営

実施

保安班

できるよう定期的に訓練を行ってい者

る保安班員が設営を行う。

61-9-5-2

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， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に併設する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 5.1-2 のとおり。

5 号炉原子炉建屋 3 階
脱衣エリア

除染エリア

靴脱ぎ場
サーベイエリア

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

図 5.1-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

61-9-5-3

（４）チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ .考 え 方
緊 急 時 対 策 所 へ の 放 射 性 物 質 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め ， 図 5.1-3 の 設営 フ ロ ー に 従 い ， 図 5.1-5 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 設 営 す る 。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，保 安 班 員 2 名 で ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所では通路等により，区画を常設化しており，付属品類の設営のみ
で あ る こ と か ら 約 40 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，原子力防災組織の要員（夜間・休祭日）の保安班 2 名，
ま た は 参 集 要 員 （ 10 時 間 後 ま で に 参 集 ） の う ち ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設営に割り当てることができる要員で行う。
設 営 の 着 手 は ， 保 安 班 長 が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象が 発 生 し た 後 ，事 象 進 展 の 状 況 ，参 集 済 み の 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・ヘ ル メ ッ ト 掛 け・粘 着 マ ッ ト等の設置④

除 染 用 資 機 材・可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 ・GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ の 配 備※エアーテントは免震重要棟内緊急時対策所のみ設置する。
図 5.1-3

チェンジングエリア設営フロー61-9-5-4

5 号炉原子炉建屋 3 階

チェンジングエリア
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

ヘルメット掛けゴム手袋(外 側 )

マスク

アノラック等
（最外周）

約 5ｍ
ゴム手袋
(内 側 )

約 2.5ｍ脱衣エリア

不織布
カバーオール

靴脱ぎ場

帽子
靴下
綿手袋
バリア

除染
エリア
約 1.5ｍサーベイエリア

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

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

可搬型空気浄化装置（循環）チェンジングエリア付近の空気を循
環 さ せ ，室 内 の 放 射 性 物 質 を 低 減 す る

図 5.1-5

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

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア

61-9-5-5

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リ ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ， 表 5.1-3 の と お り とする。

表 5.1-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア用資機材
名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）

養生シート

3巻

バリア

4個

フェンス

9枚

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

25 枚

テープ

5巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

2 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

2 台（予備 1 台）

根拠

チェンジングエリア設営

61-9-5-6に必要な数量（５）チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ .出 入 管 理
チェンジングエリアは，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際等に利用する。緊急 時 対 策 所 外 は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，
緊急時対策所外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 5.1-5 の と お り で あ り ， チ ェ ン
ジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所
内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。汚染が確認されなければ緊急時対策所内へ移動する。
③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

61-9-5-7

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

ｃ .汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所へ入室する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ いて図示等を行う。また，保安班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

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

61-9-5-8

ｅ .着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・緊急時対策所内で，綿手袋，靴下，帽子，不織布カバーオール，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ .要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に 隣
接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を 基
本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水 洗 によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 5.1-6 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ ス
へ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

61-9-5-9

図 5.1-6

除染及び汚染水処理イメージ図

61-9-5-10

ｇ .廃 棄 物 管 理
緊急時対策所外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染
拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェンジングエリ
ア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保安班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気
中 放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な 流
入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

61-9-5-11

（６）チェンジングエリアに係る補足事項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化するよう配置し，脱衣エリアを換気する
こ と で ，緊 急 時 対 策 所 外 で 活 動 し た 要 員 の 脱 衣 に よ る 汚 染 拡 大 を 防 止 す る 。
緊急時対策所内への汚染持込防止のため可搬型空気浄化装置で換気ができていることの確認は，チェンジングエリアのエアーテント生地がしぼむ状態になっているかどうかを目視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
5.1-7 に 示 す 。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
た だ し ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は 長 期 的 に 運 用 す る 可 能 性 が あ る こ と か ら ，フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予 備 を 1台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェンジン
グエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 5.1-7

可搬型空気浄化装置の仕様等

61-9-5-12

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。

ｃ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ（ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密 性 が 確 保 さ れ た 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 に 設 置 し ， 図 5.1-10 の よ う に ，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。1 台はチェンジングエリア付近を循環運転することによりチェン
ジングエリア付近全体の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣を行うホットエリアの空気を吸い込み浄化し，チェンジングエリア内に図5.1-10 の よ う に 空 気 の 流 れ を つ く る こ と で 脱 衣 に よ る 汚 染 拡 大 を 防止する。

図 5.1-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ
61-9-5-13

ｄ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
緊 急 時 対 策 所 に 入 室 し よ う と す る 要 員 に 付 着 し た 汚 染 が ，他 の 要 員 に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認され た 場 合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 す る と と も に ，サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が移行していないことを確認する。
サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，一 時 的 に チ ェ ン ジ ン グ
エ リ ア を 閉 鎖 す る が ，速 や か に 養 生 シ ー ト を 張 り 替 え る 等 に よ り ，要 員の 出 入 り に 大 き な 影 響 は 与 え な い よ う に す る 。た だ し ，緊 急 時 対 策 所 から 緊 急 に 現 場 に 行 く 必 要 が あ る 場 合 は ，張 り 替 え 途 中 で あ っ て も ，退 室
す る 要 員 は 防 護 具 を 着 用 し て い る こ と か ら ，退 室 す る こ と は 可 能 で あ る 。
ま た ，緊 急 時 対 策 所 へ の 入 室 の 動 線 と 退 室 の 動 線 を 分 離 す る こ と で ，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。
ｅ .屋 外 が 放 射 性 物 質 で 汚 染 さ れ た 状 況 で 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 か ら ， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する必要が出た場合の対応について
緊 急時 対 応 実 施 中に ，屋 外 が 放 射 性 物 質 で 汚 染 さ れ た 状 況 で ，長 周 期
成分を含む基準地震動クラスの地震被災により免震重要棟内緊急時対策所が使用不能になり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動するような事態は非常に稀であるが，そのような場合は，保安班が免震重要棟内
緊急時対策所チェンジングエリアの資機材の一部を持って移動し，エリアの区画を設定する。
こ の エリ ア に お い て ，全 て の 要 員 は 防 護 具 を 脱 衣 し ，Ｇ Ｍ 汚 染 サ ー ベ
イメータで汚染がないことを確認し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に入室する。
そ の 後 ，改 め て 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア
用資機材により，チェンジングエリアを設営する。
（７）汚染の管理基準
表 5.1-5 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 に よ り 運 用 す る 。
た だ し ， サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ， 表 5.1-5 の 管 理 基
準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

61-9-5-14

表 5.1-5

汚染の管理基準

汚染の
管理基準

状況

根拠等

状

屋 外 (発 電 所 構 内 全1,300cpm

法 令 に 定 め る 表 面 汚 染 密 度 限 度 (ア況般 )へ 少 量 の 放 射 性(4Bq/cm 2 )ルファ線を放出しない放射性同位①

物質が漏えい又は放元 素 の 表 面 汚 染 密 度 限 度 ) ：出されるような原子

40Bq/cm 2 の 1/10

力災害時
状

大規模プルームが放40,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

況

出されるような原子(120Bq/cm 2 )

に準拠

②

力災害時

13,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

(40Bq/cm 2 )【1 ヶ月後の値】に準拠（８）乾電池内蔵型照明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型
照明を使用する。乾電池内蔵型照明は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度 を 確 保 す る た め に 表 5.1-6 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 5.1-6

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）5号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所点 灯 可 能 時 間 ： 約 72時 間
2台（ 予 備 1 台 ） （ 消 灯 し た 場 合 ， 予 備 を点灯させ，乾電池交換を実施する。）

61-9-5-15

（９）チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過時現場復旧班
要 員 で あ る 14 名 を 想 定 し ， 同 時 に 14 名 の 要 員 が チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 収
容 で き る 設 計 と す る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に 14 名 の 要 員 が 来 た 場 合 ，
全 て の 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 に 入 り き る ま で 約 30 分 で あ り ，全 て の 要 員 が 汚 染
し て い る 場 合 で も 約 56 分 で あ る こ と を 確 認 し て い る 。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でもチェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止可能である。

（１０）保安班の緊急時対応のケーススタディー
保安班は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を使用することが決定した場
合，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 (50 分 )，可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 設 置 (30 分 )，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス トの 設 置 (最 大 420 分 )，可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 設 置 (90 分 )を 行 う こ と を 技 術 的
能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，保安班長が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートを示す。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，すべての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休祭日に事故が発生した場合
で ，10 条 発 生 直 後 か ら 周 辺 環 境 が 汚 染 し て し ま う よ う な 事 象 が 発 生 し た 場 合（ケース②）は，原子力防災組織の要員の保安班 2 名で，チェンジングエリ
アの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日昼間の場合）

対応項目

要員

0
参 参 事象発生集 集
前 後 参集済
2 15

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10条

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

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

61-9-5-16

10

11

12

・ケース②（夜間・休祭日）に大規模損壊事象が発生した場合

対応項目

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

要員参集

10条

※
※

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

61-9-5-1712

5.2. 配備資機材等の数量等について
5.2-1 配備資機材等の数量等について（１）通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
ｃ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース 3）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（ケース 4）
通信種別
発電所内外

主要施設

配備
台数※2

固定電話機

15 台

電源設備
非常用高圧母線，充電器，可搬型
電源設備※3

電力保安通信PHS 端 末

30 台

FAX

1台

充電式電池（本体内蔵）

用電話設備※1
非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備※3

衛星電話設備（常設）9台

3

衛星電話設備衛星電話設備（可搬型）テレビ会議

テレビ会議システム

システム(社 内 向 )発電所内

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備 ※

15 台
1式

充電式電池（本体内蔵）
非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備 ※3

ハンドセット2台

非常用高圧母線，充電器

スピーカー

2台

非常用高圧母線，充電器

無線連絡設備（常設）

4台

送受話器

3

無線連絡設備
無線連絡設備（可搬型）
テレビ会議システム

発電所外

78 台
1式

IP-電 話 機 （ 地 上 系 ）4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備 ※非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備
※3

統合原子力
IP-電 話 機 （ 衛 星 系 ）2台

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備※3

ワークを用いた通信連絡設備

充電式電池（本体内蔵）3（ 衛 星 系・地 上 系 共 用 ）防災ネット

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備 ※IP-FAX（ 地 上 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備※3IP-FAX（ 衛 星 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，可 搬 型 電 源 設 備※3

専用電話設備

専用電話設備7台

乾電池，手動発電（自治体他向）※1：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※2：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※3：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）を指す

61-9-5-18

（２）放射線防護資機材品名と配備数○防護具
配 備 数 （6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名

5 号炉原子炉建屋内

中央制御室

構 内 （ 参 考）

緊急時対策所
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

全面マスク

810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,000 個

チャコールフィルタ

3,780 個 ※ ２840 個 ※ ９

約 5,000 個

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※ 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 通 過 時 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ 7： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う ）※ 8： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍※ 9： ※ 8×2※ 10： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台

・1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （ 1 日 目）， 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名で あ り ， 機
能 班 要 員 84 名 ，現 場 要 員 80 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。こ の う ち ，本 部 要 員 は ，緊急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 12 時 間 に 1 回 交
代 す る た め ， 2 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現 場 要 員 80 名 は， 1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定
す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め 考 慮 し な い 。
プ ル ー ム 通 過 以 降（2 日 目 以 降），1～7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 71 名 で あ り ，機 能 班 要 員
54 名 ， 現 場 要 員 17 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 緊 急 時 対策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 7 日 目 以 降 に 1 回 交 代
す る た め ，1 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た， 現 場 要 員 は 1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。 自61-9-5-19

衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
174 名×2 交 代 ＋ 80 名×6 回 ＋71 名 ＋10 名 ＋ 17 名×6 回×6 日 ＝ 1,521 着 ＜1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ）7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ）11 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 運 転
員 （ 中 操 ） は ， 中 央 制 御 室 内 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。 た だ し，
運 転 員 は 2 交 代 を 考 慮 し ， 交 代 時 の 1 回 着 用 を 想 定 す る 。 ま た ， 運 転 員 （ 現 場 ） は ，1 日 に 1 回 現場に行くことを想定している。
18 名×1 回×2 交 代×7 日 ＋ 11 名×1 回×2 交 代 ×７ 日 ＝406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班 が い る 場 合 を 考 慮 し て も，
初動対応として十分な数量を確保している。

なお，いずれの場合も防護具類が不足する場合は，構内より適宜運搬することにより補充する。

○計測器（被ばく管理，汚染管理）
品名

配備台数 （6／7 号炉共 用） ※ ６5 号炉原子炉建 屋内

中央制御 室緊急時対 策所
個人線量

電子式線 量計

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

計

ガラスバ ッチ

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

GM 汚染サー ベイメ ータ

5 台※３

3 台※３

電離箱サ ーベイ メータ

8 台※４

2 台※４

可搬型エ リアモ ニタ

4 台※５

3 台※５

※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）
※２：18 名（6／7 号炉 運転員 18 名）＋46 名（ 引継班， 日勤班 ，作業管 理班）＋ 余裕※３：チ ェンジ ングエリ アにて使 用※４：現 場作業 時に使用
※５：5 号炉原子炉 建屋 内緊急時 対策所の 1 台は 陽圧化の 判断の ために重 大事故等 対処設 備として使用する。その他は各エリアにて使用。設置のタイミングは，チェンジング
エリア設 営判断 と同時（ 原子力災 害対策 特別措置 法第 10 条特定事象）※６：予 備を含 む（今後 ，訓練等 で見直 しを行う ）61-9-5-20

（３）原子力災害対策活動で使用する資料
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に以下の資料を配備する。
資料

１．発電所周辺地図①

発電所周辺地域地図（1/25,000）②

発電所周辺地域地図（1/50,000）

２．発電所周辺航空写真パネル
３．発電所気象観測データ①

統計処理データ②

毎時観測データ

４．発電所周辺環境モニタリング関連データ①

空間線量モニタリング設備配置図②

環境試料サンプリング位置図③

環境モニタリング測定データ

５．発電所周辺人口関連データ①

方位別人口分布図②

集落の人口分布図③

市町村人口表６．主要系統模式図（各号炉）
７．原子炉設置（変更）許可申請書（各号炉）
８．系統図及びプラント配置図
①

系統図

②

プラント配置図

９．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号炉）
10．プラント主要設備概要（各号炉）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号炉）
12．規定類①

原子力施設保安規定②

原子力事業者防災業務計画

13．事故時操作基準

61-9-5-21

名

（４）その他資機材等
ｂ.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
名称
酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

容量
2 台※1

・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

2 台※1

・測定精度：±3％FS・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）
飲食料

報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

1式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社 内 用 パ ソ コ ン を 配 備 す る と も に ,必 要 な イ ン フ ラ（社内回線）を整備する。

1式

プルーム通過中に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から退出する必要がないように，余裕数を見込んで
１日分以上の食料及び飲料水を待避室内に保管する。

3,780 食 ※ 2
2,520 本 ※ 3(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

残りの数量については，5 号炉原子炉建屋に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能であ
る。
簡易トイレ

プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。

1式

ヨウ素剤

初日に 2 錠，二日目以降は 1 錠／一日服用する。

1,440 錠 ※ 4※1：予備を 含む。
※2：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×3 食※3：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×2 本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※4：180 名（1～7 号炉対 応の緊急 時対策 要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋ 余裕）× （初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠 ／1 日×6 日）

61-9-5-22

5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について（２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要な容量について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は表 5.3-2 の通りである。
表 5.3-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
通信種別

数量※２

主要設備

発電所内外

固定電話機

最低必要
数量※３

15 台

本部 2 台，計画班 2 台，（回線）

保安班 2 台，号機班 6 台，
25 台

電力保安通信用
電話設備

※１

30 台

PHS 端末（回線）

復旧班 4 台，通報班 2 台，
立地・広報班 2 台，
資材班 2 台，総務班 3 台

（回線）

FAX

最低必要数量※３の根拠

1台

1台

（回線）

（回線）

［社内外連絡用］
号機班 3 台衛星電話設備衛星電話設備（常設）9台

5台(6,7 号炉中央制御室連絡用 2 台，停止
号炉中央制御室連絡用 1 台），
通報班 1 台，共用 1 台

衛星電話設備（可搬型）

発電所内

15 台

3台

1式

［1 式］

ハンドセット

2台

［1 台］

スピーカー

2台

［1 台］

無線連絡設備（常設）4台

4台

復旧班現場連絡用 4 台

無線連絡設備（可搬型）

78 台

18 台

現場連絡用 18 台

1式

1式

社内外会議用

テレビ会議

テレビ会議システム

システム

（社内向）

送受話器

無線連絡設備
発電所外

テレビ会議システム
統合原子力（衛星系・有線系 共用）

共用（モニタリングカー等）［社内会議用］［所内連絡用］

防災ネットワー

IP-電話機（有線系）

4台

［2 台］

［政府関係者用 1 台，当社用 1 台］

クを用いた通信

IP-電話機（衛星系）

2台

2台

連絡設備

IP-FAX（有線系）

1台

［1 台］

［発電所内外連絡用

IP-FAX（衛星系）

1台

1台

発電所内外連絡用

7台－

政府関係者用 1 台，当社用 1 台
共用］
共用

他の発電所外用通信連絡設備にて代専用電話設備（自治体他向）用が可能※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３：今後，訓練等で見直しを行う。［］内は設計基準事故対処設備であり，参考として多様性も考慮した十分な容量を記載している。

61-9-5-23

（３）事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について
免震重要棟内並びに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，発電所外用として緊急時対策支援システム（ERSS）へ必要なデータを伝送できる設備を配備し，専用であって多様性を確保した統合原子力防災ネットワークに接続しており，表 5.3-3 のように事故時に必要なデータ（必
要回線容量）を伝送できる回線容量を有している。
表 5.3-3 事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について

通信回線種別

回線容量

必要回線容量

データ伝送

通信連絡

（緊急時対策支援（統合原子力防災ネットワーク

システム伝送装置）
有線系
統合原子力

回線

5Mbps

1.3Mbps6kbps（1～7 号炉分）

を用いた通信連絡設備）
1.3Mbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

防災ネット
ワーク

衛星系
回線

384kbps

248kbps6kbps（１～7 号炉分）

61-9-5-24

242kbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

5.4

SPDS の デ ー タ 伝 送 概 要 と パ ラ メ ー タ に つ い て
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装
置 か ら デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送 装 置 に 入 力 さ れ る パ ラ メ ー タ（ SPDS パ ラ メ ー タ ）は ，各 緊 急 時 対 策 所 において，データを確認することができる設計とする。
ま た ， 国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム （ ERSS） へ の 伝 送 に つ い て は ， 免 震
重要棟内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置と 5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置の両方から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システ
ム 伝 送 装 置 は ，主 な ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ ※ を バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン に よ
り 6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装置からデー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
各パラメータは，緊急時対策支援システム伝送装置に 2 週間分（1 分周期 ） の デ ー タ が 保 存 さ れ ， SPDS 表 示 装 置 に て 過 去 デ ー タ （ 2 週 間 分 ） が 確
認できる設計とする。
※ 一 部 の「 環 境 の 情 報 確 認 」に 関 す る パ ラ メ ー タ は ，バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS
表示装置で確認できる。

SPDS パ ラ メ ー タ に つ い て は ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 必 要 な 指 示 を 行 う ことが出来るよう，プラント・系統全体の安定・変化傾向を把握し，それによって事故の様相の把握とその復旧方策，代替措置の計画・立案・指揮・助言を行うために必要な情報を選定する。すなわち，以下に示す対応活動が可能となるように必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
① 各 号 炉 の 中 央 制 御 室（ 運 転 員 ）を 支 援 す る 観 点 か ら「 炉 心 反 応 度 の 状
態 」，「 炉 心 冷 却 の 状 態 」，「 格 納 容 器 の 状 態 」，「 放 射 能 隔 離 の 状 態 」，
「 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ ） の 状 態 等 」 の 確 認 に 加 え ，「 使 用 済
み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握。
② 上 記 ① を 元 に し た 設 備・系 統 の 機 能 が 維 持 で き て い る か ，性 能 を 発 揮
61-9-5-25

できているか等プラント状況・挙動の把握。
上記①②が可能となるパラメータを確認することで，中央制御室でのバルブ開閉等の操作の結果として予測されるプラント状況・挙動との比較を行うことができ，前述の計画・立案・指揮・助言を行うことができること
か ら ，弁 の 開 閉 状 態 等 に つ い て は 一 部 を 除 き SPDS パ ラ メ ー タ と し て 選 定 しない。弁の開閉状態等についての情報が必要な場合には，通信連絡設備を用いて中央制御室（運転員）に確認する。
（ 例：中 央 制 御 室 に て 低 圧 代 替 注 水 操 作 を 行 っ た 場 合 ，緊 急 時 対 策 所 に お いて は ，原 子 炉 水 位・復 水 補 給 水 系 流 量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）を 確 認 す る
こ と で 操 作 成 功 時 の 予 測 と の 比 較 を 行 う こ と が で き る 。）

バックアップ伝送ラインでは，これらパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」「 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷 防 止 」に 必
要なパラメータ（バックアップ対象パラメータ）を収集し，緊急時対策所に 設 置 す る SPDS 表 示 装 置 に お い て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ（ 6 号 炉 ，7 号 炉 ）を 表 5.4-1,5.4-2に 示 す 。ま た ，表 5.4-3 に 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と バ
ックアップ対象パラメータの整理を示す。
な お ，ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ 以 外 の バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ に つ い ては、免震重要棟内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，IP－ 電 話 機 ，IP－ FAX）を 使 用 し 国 等 の 関 係 各 所 と情報共有することは可能である。

61-9-5-26

屋外監視カメラ（津波監視含む）

無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟内緊急時対策所

中央制御室待避室

事務本館

SPDS
表示装置

※５

衛星無線
通信装置※３
光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置(c)

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※6

光ファイバ
通信伝送装置(a)

光ファイバ
通信伝送装置※３(d)
電力保安通信用回線（有線系・無線系） ※
５

(2回線)

データ
伝送装置

プロセス
計算機
１～４
号炉
建屋

中央制御室等 制御盤

マイクロ波
無線装置※7(e)(b)

５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
SPDS
表示装置

本社
衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※7

※４

(e)

マイクロ波
無線装置※7

衛星無線通信装置

緊急時対策支援システム伝送装置※6※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。ERSSの第二データセンター設置完了後，本社等から伝送予定。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：可搬型モニタリングポスト等データ表示装置

光ファイバ
通信伝送装置※３(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）
（衛星系）

衛星無線
通信装置※３※５光ファイバ
通信伝送装置

図 5.4-1

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※7

有線

可搬型モニタ 可搬型気象
リングポスト 観測装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）※４(e)

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

データ
表示装置

国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

SPDS
表示装置

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン※５：屋外監視カメラ監視装置（有線又は無線系による伝送）※６：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※７：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム (SPDS)）等のデータ伝送概要

61-9-5-27

表 5.4-1

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

6 号 炉 （ 1／ 9）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

目的

対象パラメータ

ＳＲＮＭ（Ａ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

○

○

○

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

炉水温度

ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

開

○

○

○

炉心反応度
の状態確認

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

61-9-5-28

6 号 炉 （ 2／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

○

○

○

目的

炉心冷却の
状態確認

対象パラメータ

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

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

61-9-5-29

6 号 炉 （ 3／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位

○

○

○

目的

対象パラメータ

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ
ランジ部雰囲気温度）
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ
ターンライン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）

61-9-5-30

6 号 炉 （ 4／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

外側

○

○

○

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器下部水位
格納容器内(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m )）の状態確認

格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m )）格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m )）復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）

放射能隔離
の状態確認

ＭＳＩＶ（内側）

閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動（１系）

○

○

○

環境の情報

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

確認

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

６号機

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-31

6 号 炉 （ 5／ 9）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

環境の情報

風向８５ｍ

○

○

－※

確認

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 低 線 量 率

○

－

－※

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-32

6 号 炉 （ 6／ 9）
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 低 線 量 率

○

－

－※

環境の情報

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 低 線 量 率

○

－

－※

確認

風向（可搬型）○－－※

風速（可搬型）○－－※

大気安定度（可搬型）

○

－

－※

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

○

○

○

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-33

6 号 炉 （ 7／ 9）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-34

6 号 炉 （ 8／ 9）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-35

6 号 炉 （ 9／ 9）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

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

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発に（サプレッション・チェンバ出入口）

よる原子炉

原子炉建屋水素濃度

建屋の損傷（下部ドライウェル所員用エアロック）

防止確認

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

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-36

表 5.4-2

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

7 号 炉 （ 1／ 9）

○

－

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

○

○

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）

Ａ

○

－

○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）○○○

61-9-5-37

7 号 炉 （ 2／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

目的

対象パラメータ

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

状態確認

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

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

61-9-5-38

7 号 炉 （ 3／ 9）
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

目的

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の
状態確認

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

61-9-5-39

7 号 炉 （ 4／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m )）

○

－

○

○

－

○

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離外側

目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）

格納容器内の状態確認

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）

放射能隔離の
状態確認

○

○

○

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

環境の情報

７号機

○

○

－※

確認

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-40

7 号 炉 （ 5／ 9）
目的

環境の情報
確認

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 低 線 量 率

○

－

－※

風向（可搬型）○－－※

風速（可搬型）○－－※

大気安定度（可搬型）

○

－

－※

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-41

7 号 炉 （ 6／ 9）
ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

61-9-5-42

7 号 炉 （ 7／ 9）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

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

61-9-5-43

7 号 炉 （ 8／ 9）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-44

7 号 炉 （ 9／ 9）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

水素爆発による格納容器の破損防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発によ原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）

る原子炉建屋 原子炉建屋水素濃度の損傷防止確 （下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度認（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-45

表 5.4-3 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と SPDS バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ の 整 理
主要設備
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位
原子炉水位(ＳＡ)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
復水補給水系流量（原子炉格納容器） *格納容器スプレイ
復水補給水系流量（原子炉格納容器） *格納容器下部注水
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
格納容器内水素濃度
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｄ／Ｗ）
格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｓ／Ｃ）
起動領域モニタ
平均出力領域モニタ
復水補給水系温度（代替循環冷却）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水pH
耐圧強化ベント系放射線モニタ
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）
復水移送ポンプ吐出圧力原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

44 45 46
○
○
○ ○
○ ○
○

設置許可基準規則※1
47 48 49 50 51 52 53 54

55 56 57

○
○
○
○ ○
○ ○
○ ○
○ ○
○

○
○
○
○ ○ ○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
◎
◎

○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
◎
◎
○
○
○
○

○

○

○ ○
◎
○
○
◎
◎
◎
◎

◯
◯
◯ ◯ ◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

58 2.1
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○ ◯
○
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○
○
○ ◯
○
○
○
○
○
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○
○
○
○

※1：「◎」は各設置許可基準規則で設置要求のある計装設備※2：有効性評価の3.3～3.5は3.2のシナリオに包絡※3：●：SPDS等伝送・表示対象，▲：SPDS等伝送・表示対象とする方針※4：使用済燃料貯蔵プール監視カメラはSPDSの伝送・表示対象とせず，緊急時対策所に設置する専用の表示装置で監視

61-9-5-46

有効性評価※2
2.2 2.3 2.4 2.5 2.6 2.7 3.1 3.2 3.3 3.4 3.5
◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯ ◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯

◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

4.1 4.2

◯

◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

5.3 5.4

◯
◯

◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯
◯
◯
○
◯
◯
◯

5.1 5.2
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
○

SPDS等
※3
伝送・表示
●
▲
▲
▲
●
●
●
●
●
●
●
▲
●
●
●
●
●
▲
●
●
▲
▲
▲
●
●
▲
▲
▲
▲
▲
●
▲
▲
●
●
▲
●
▲
※4

◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●
●
●
●
▲
▲
▲
▲
▲

5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について（１）重大事故時に必要な指示を行う要員
プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交代要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物資の拡散を抑制するために必要な要員 35 名のうち,中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名を除く 17名の合計 69 名を想定している。
要員

考え方

人数

合計

本部長・統括他

緊急時対策本部を指揮 ・統括する本部長（所

10 名

52 名

長），本部長を補佐する計画・情報統括，6 号統括，7 号統括，対外対応統括，総務統括原子炉主任技術者及び本部付 2 名は，重大事故等において，指揮をとる要員として緊急時対策所にとどまる
各班長・班員各班については，本部長からの指揮を受け，重16 名

大事故等に対処するため，最低限必要な要員を残して，緊急時対策所にとどまる。
その際，各班長の業務を必要に応じその上司である統括が兼務する。
交代要員

上記，本部長（所長），各統括，原子炉主任技術者及び本部付の交代要員については 10 名，
班長，班員クラスの交代要員については 16 名を確保する。

61-9-5-47

26 名

（２）格納容器破損時に所外への拡散を抑制する要員
プルーム通過後に実施する作業は，重大事故等対策の有効性評価の重要事故シーケンスのうち，格納容器破損防止（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破壊），水素燃焼）を参考とし，重大事故対応に加えて，放射性物質拡散防止のための放水操作等が可能な要員数を確保する。
交代要員については，順次，構外に待機している要員を当てる。
要員

考え方

人数

合計

運転員（当直）プルーム通過時には，運転員については中央制

18 名

35 名

御室待避室に待避する。
復旧班要員

6 号及び 7 号炉ガス

6 号及び 7 号炉ガスター

タービン発電機の運ビン発電機の運転を監

転監視視

消防車による復水貯消防車運転による復水

蔵槽への注水監視

貯蔵槽への注水を監視

燃料補給

燃料タンクからタンク

2名

2名
2名

ローリへの軽油移し替
え，消防車への燃料補給格納容器圧力逃がし

フィルタ装置内スクラ装置対応

バ水補給，水位調整

放射性物質拡散抑制

放射性物質の拡散を抑対応制するための原子炉建

4名
4名

屋への放水操作の再開
保安班要員

作業現場モニタリン

作業現場の放射線モニ

グ

タリング

3名

重大事故等に柔軟に対処できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度運用の改善を図っていく。

61-9-5-48

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。）の拡大の防止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，次表に定める原子力災害の情勢に応じて態勢を区分している。

表 5.6-1

態勢の区分

発生事象の情勢

態勢の区分

別表 2-1 の事象が発生したときから，第 1 次緊急時態勢が発令されるまでの間，又は別表 2-2 の事象に該当しない状態となり，事象が

原子力警戒
態勢

収束し原子力警戒態勢を取る必要が無くなったときまでの間
別表 2-2 の事象が発生し，原子力防災管理者が原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項に基づく通報を行ったとき，若しくは新潟県地域 防 災 計 画 等に 基 づ く 災 害 対 策 本 部を 設 置 し た 旨 の 連 絡を 受 け た ときから，第 2 次緊急時態勢を発令するまでの間，又は別表 2-2 の事
象に該当しない状態となり，事象が収束し第 1 次緊急時態勢を取る

第 1 次緊急時
態勢

必 要 が 無 く なっ た と き ， か つ 新 潟 県地 域 防 災 計 画 等 に 基づ く 災 害 対策本部を廃止した旨の連絡を受けたときまでの間
別表 2-3 の事象が発生し，その旨を関係箇所に報告したとき，又は内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第 15 条第 2 項に基づく 原 子 力 緊 急事 態 宣 言 が 行 わ れ た とき か ら ， 内 閣 総 理 大臣 に よ る 原子力災害対策特別措置法第 15 条第４項に基づく原子力緊急事態解除

第 2 次緊急時

宣 言 が 行 わ れ， さ ら に 新 潟 県 地 域 防災 計 画 等 に 基 づ く 災害 対 策 本 部

態勢を廃止した旨の連絡を受けたとき，かつ別表 2-2 及び別表 2-3 の事
象 に 該 当 し ない 状 態 と な り ， 事 象 が収 束 し 緊 急 時 態 勢 を取 る 必 要 が無くなったときまでの間
注）原子力災害対策特別措置法第 15 条第 4 項の原子力緊急事態解除宣言が行われた後においても，発電所対策本部長の判断により緊急時態勢を継続することができる。
（柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画

61-9-5-49

平成 27 年 3 月より抜粋）

表 5.6-2

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-1 原子 力災害 対 策指針に 基づく 警戒事態 を判断す る基準 ）

略称
①AL11
原子炉停止機能の異常②AL21
原子炉冷却材の漏
えい③AL22
原子炉給水機能の喪失④AL23
原子炉除熱機能の一部喪失⑤AL25
全電源喪失のおそれ⑥AL29
停止中の原子炉冷却機能の一部喪失⑦AL30
使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ⑧AL42
単一障壁の喪失又は喪失可能性⑨AL51
原子炉制御室他の機能喪失のおそれ⑩AL52
所内外通信連絡機
能の一部喪失⑪AL53
重要区域での火災・溢水による安
全機能の一部喪失
のおそれ
⑫
地震
⑬
津波
⑭
外部事象

警戒事態を判断する基準
原子炉の運転中に原子炉保護回路の 1 チャン ネルから原子炉停止
信号が発信され，その状態が一定時間継続された場合において，当
該原子炉停止信号が発信された原因を特定できないこと。
原子炉の運転中に保安規定で定められた数値を超える原子炉冷却材の漏えいが起こり，定められた時間内に定められた措置を実施できないこと。
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失すること。

原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する機能の一部が喪失すること。
全ての非常用交流母線からの電気の供給が 1 系統のみとなった場合で当該母線への電気の供給が 1 つの電源のみとなり，その状態が15 分以上継続すること，又は外部電源喪失が 3 時間以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が水位低設定値まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位が一定の水位まで低下すること。

燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失するおそれがあること，又は，燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失すること。
原子炉制御室その他の箇所からの原子炉の運転や制御に影響を及ぼす可能性が生じること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の一部の機能が喪失すること。
重要区域において，火災又は溢水が発生し，防災業務計画等命令第2 条第 2 項第 8 号に規定する安全上重要な構築物，系統又は機器（以下「安全機器等」という。）の機能の一部が喪失するおそれがあること。
当該原子炉施設等立地道府県において，震度 6 弱以上の地震が発生した場合。
当該原子炉施設等立地道府県において，大津波警報が発令された場合。
当該原子炉施設において新規制基準で定める設計基準を超える外部事象が発生した場合（竜巻，洪水，台風，火山等）。

61-9-5-50

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 1/3））

略称
①SE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②SE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の放出
③SE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の放出
④SE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放
射線の放出

法令
(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，50μSv/h以上の放射線量の水準が10分間以上継続して検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である
場合であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-51

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 2/3））

略称
⑤SE05
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射性物質の放出⑥SE06
施設 内(原子 炉 外)臨界事故のおそれ⑦SE21
原 子 炉冷 却 材 漏え
い に よる 非 常 用炉
心冷却装置作動⑧SE22
原 子 炉注 水 機 能喪
失のおそれ
⑨SE23
残 留 熱除 去 機 能喪
失⑩SE25
全 交 流 電 源 30 分
以上喪失

法令
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射能水
準が5μSv/hに相当するものとして空気中の放射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に50を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに50を乗じて得た値
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）において，核燃料物質の形状による管理，質量による管理その他の方法による管理が損なわれる状態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
冷却材の漏えいが発生すること。

原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
において，全ての非常用の炉心冷却装置（当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。）による注水ができないこと。
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全ての機能が喪失すること。
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が 30分以上継続すること。

61-9-5-52

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 3/3））

略称
⑪SE27
直 流 電源 の 部 分喪失⑫SE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の喪失⑬SE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の冷却機能喪失⑭SE41
格 納 容器 健 全 性喪
失のおそれ
⑮SE42
２ つ の障 壁 の 喪失又は喪失可能性⑯SE43
原 子 炉格 納 容 器圧
力 逃 がし 装 置 の使用
⑰SE51
原 子 炉制 御 室 の一部 の 機能 喪 失 ・警
報喪失
⑱SE52
所 内 外通 信 連 絡機
能のすべての喪失⑲SE53
火 災 ・溢 水 に よる
安 全 機能 の 一 部喪失⑳SE55
防 護 措置 の 準 備及
び 一 部実 施 が 必要な事象の発生㉑XSE61
事 業 所外 運 搬 での放射線量の上昇㉒XSE62
事 業 所外 運 搬 での放射性物質漏えい

法令
非常用直流母線が一となった場合において，当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が 5 分以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できないこと又は当該貯蔵槽の水位を維持できていないおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度の上昇率が一定時間にわたって
通常の運転及び停止中において想定される上昇率を超えること。
燃料被覆管の障壁が喪失した場合において原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，又は燃料被覆管の障壁もしくは原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがある場合において原子炉
格納容器の障壁が喪失すること。
原子炉の炉心の損傷が発生していない場合において，炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用すること。

原子炉制御室の環境が悪化し，原子炉の制御に支障が生じること，又は原子炉若しくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置も
しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能の一部が喪失すること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の全ての機能が喪失すること。
火災又は溢水が発生し，安全機器等の機能の一部が喪失すること。

その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業所周辺において，緊急事態に備えた防護措置の準備及び防護措置の一部の実施を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，100μSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器か
ら放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-53

表 5.6-5

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（1/3）
）
略称
①GE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②GE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の検出
③GE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の検出
④GE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射線の異常放出

法令(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上（これらの放射線量が2地点以上において検出された場合又は10分間以上継続して検出された場合に限る。）の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射線量の水準として5mSv/hが検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である場合
であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-54

表 5.6-5

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（2/3）
）
略称

法令
⑤GE05
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための
火 災 爆発 等 に よる 施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発そ
管 理 区域 外 で の放 の他これらに類する事象の発生の際に，当該場所におけるその放射
射 性 物質 の 異 常放 能水準が1時間当たり500μSv/hに相当するものとして空気中の放出
射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に5,000を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに5,000を乗じて得た値⑥GE06
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）にお施設内（原子炉外） いて，核燃料物質が臨界状態にあること。
での臨界事故⑦GE11
原子炉の非常停止が必要な場合において，制御棒の挿入により原子
原 子 炉停 止 機 能の 炉 を 停 止 す る こ と が で き な い こ と 又 は 停 止 し た こ と を 確 認 す る こ
異常とができないこと。
⑧GE21
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
原 子 炉冷 却 材 漏え 冷却材の漏えいが発生した場合において，全ての非常用の炉心冷却
い 時 にお け る 非常 装置による当該原子炉への注水ができないこと。
用 炉 心冷 却 装 置による注水不能⑨GE22
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
原 子 炉注 水 機 能の において，全ての非常用の炉心冷却装置による当該原子炉への注水喪失ができないこと。
⑩GE23
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機
残 留 熱除 去 機 能喪 能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全て
失 後 の圧 力 抑 制機 の機能が喪失したときに，原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失す
能喪失
ること。
⑪GE25
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が１時
全交流電源の 1 時 間以上継続すること。
間以上喪失

61-9-5-55

表 5.6-6

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（3/3）
）
略称
⑫GE27
全直流電源の 5 分
以上喪失
⑬GE28
炉心損傷の検出⑭GE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の完全喪失⑮GE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の 冷 却機 能 喪 失・
放射線検出
⑯GE41
格 納 容器 圧 力 の異
常上昇
⑰GE42
２ つ の障 壁 喪 失及び １ つの 障 壁 の喪
失又は喪失可能性⑱GE51
原子炉制御室の機能喪失・警報喪失⑲GE55
住 民 の避 難 を 開始
す る 必要 が あ る事
象発生
⑳XGE61
事 業 所外 運 搬 での放 射 線量 率 の 異常上昇

㉑XGE62
事 業 所外 運 搬 での放 射 性物 質 の 異常
漏えい

法令
全ての非常用直流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態
が 5 分以上継続すること。
炉心の損傷の発生を示す原子炉格納容器内の放射線量を検知すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下し，
当該非常用炉心冷却装置が作動しないこと。
使用済燃料貯蔵槽の水位が照射済燃料集合体の頂部から上方 2 メートルの水位まで低下すること，又は当該水位まで低下しているおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度が当該格納容器の設計上の最高
使用圧力又は最高使用温度に達すること。
燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失した場合において，原子炉格納容器の障壁が喪失するおそれがあること。

原子炉制御室が使用できなくなることにより，原子炉制御室からの原子炉を停止する機能及び冷温停止状態を維持する機能が喪失すること又は原子炉施設に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の全ての機能が喪失すること。
その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が異常な水準で原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業
所周辺の住民の避難を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，10mSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
主務省令で定めるところとは「通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第2条第1項」令第4条第4項第4号の規定による放射線量の検出は，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器から原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第4条に定められた量の放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-56

5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
緊急時対 策本部 内にお ける各機 能班， 本社緊 急時対策 本部間 との基 本的な情 報共有
方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①号機班が通信連絡設備を用い当直長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボー
ド等に記載するとともに，主要な情報について緊急時対策本部中央の幹部席に向かって発話する。
②計画班は，SPDS 表示装置等によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況を
ホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ等）
内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の全要員，本社緊急時対策本部との情報共有を図る。
④6 号統括，7 号統括は，ユニット責任者として配下の各機能班の発話，情報共有記
録を下に全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，定期的に配下の各機能班長を招集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤本部長は定期的に各統括を招集して，対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部幹部席で緊急時対策本部内の全要員に向けて発話し，全体 の共有 を図 る 。

ｂ．指示・命令，報告①各機能班は各々の責任と権限が予め定められており，幹部席での発話や他の機能班
から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うと共に，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の情報共有を図る。
また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で緊急時対策本部内の情報共有を阻害しないように 配慮し てい る 。
②各統括は，配下の各機能班長ら報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部幹部席で発話することで情報共有する。
③本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。

61-9-5-57

ｃ．本社緊急時対策本部との情報共有
緊急時対策本部と本社緊急時対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有ツールと合わせて，同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，共有を行う。

発話
伝令
伝令
伝令

伝令

OA
機器

通信連絡設備6，7 号炉
中央制御室

通信連絡設備

OA 機器

本社
緊急時対策本部
図 5.7-1

免震重要棟緊急時対策所 2 階【凡例】●：緊急時対策所機能班要員●：緊急時対策所現場要員
自衛消防隊（状況に応じ）

緊急時対策本部における各機能班，

本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

61-9-5-58

5.9

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，5 号炉原子炉建屋内の 2 階中央制御室の上部にあたる 3 階高気密室に設置する。そのため，緊急時対策所設備の設置及び運用に際しては，5 号炉プラントの停止管理業務と干渉が生じることがないよう，換気設備
および電源設備を独立させている他，以下事項について留意した設計とする。
① 5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと② 事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応
業務への影響が生じないこと② 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと（１）5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと
5 号炉原子炉施設は，平成 24 年 1 月 25 日以降，停止状態を安定継続しており，全ての燃料は使用済燃料プールに取り出されている（平成 28 年 12 月現在）。そのため，5 号炉プラントの運転員業務はプールに保管中の使用済燃料の冷却に関する監視・操作が中心となり，5 号炉で事故として考え得る影響は使用済燃料プールに関するものが中心となると考える。
具体的には，「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象の発生が考えられる。また以下では「全交流電源喪失」事象を伴うものとして検討を行った。
「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象に対しては，5 号炉
タービン建屋脇の消火栓配管に消防車を接続し送水することで，使用済燃料プールへの
注水，水位維持対応を可能としている。
また 5 号炉原子炉建屋脇に設置する電源車接続口を経由して受電する代替交流電源からの電源供給により，恒設の注水系を活用できるように設計する。
なお「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」事象に対しては，上記代替交流
電源からの電源供給による恒設の冷却系と可搬式熱交換機器による冷却機能維持対応が可能となるように設計する。
上記対応業務に必要な設備及び電源構成は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備と分離されているほか，5 号炉中央制御室での監視・操作，現場での対応操作，現場へのアクセスルートについて干渉が発生することのない様配慮した設計とする。図 5.9-1 に 5 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配置を示す。

61-9-5-59

図 5.9-1

5 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配置

61-9-5-60

（２）事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応業務への影響が生じないこと（１）以外に 5 号炉で発生する可能性のある事象として，「地震」，「津波」，「内部溢水（使用済燃料プールのスロッシングを含む）」，「内部火災」，「外部火災」を想定し必要な措置を行うこととする。このうち，「地震」，「津波」については，規則解釈第６１条１のａに適合するため，基準地震動及び基準津波発生時に機能を喪失しない設計とすることから，「内部溢水」「内部火災」「外部火災」に対する措置を以下に示す。
ａ．5 号炉の内部溢水影響に対する措置
5 号炉で発生する内部溢水に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，溢水防護区画として設定し溢水を想定のうえ評価を行い，必要措置を施すこととする。
具体的には，止水措置や耐震 B,C クラス機器の耐震性の確保等，必要な溢水防護対策を実施することにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，「重大事故等対処設備について（補足説明資料）

共通

共-8

重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に記載）
ｂ．5 号炉の内部火災影響に対する措置
5 号炉で発生する内部火災に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，火災防護区画として設定し，不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。また，5 号炉原子炉建屋 1 階屋内東側に設置している冷却材再循環ポン
プＭＧセットについて，危険物である第四類第四石油類（潤滑油）を抜き取り，危険物を貯蔵しない設備に変更する対策を取ることにより，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所のアクセスルートを維持する。
万一 5 号炉に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，41 条補足説明
資料 41-2「火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について」に記載）
ｃ．5 号炉の外部火災影響に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルートは，5 号炉原子炉建屋南側に設置している 5 号炉変圧器設備及び 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとること
により，火災発生時の熱影響が対策要員のアクセスに影響しない様配慮した設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，5 号炉原子61-9-5-61

炉建屋南側に設置している 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとることにより，タンク火災発生時の熱影響が対策要員の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備の機能に影響しない様配慮した設計とする。
（詳細は，「第６条：外部からの衝撃による損傷の防止」別添資料 4-1「外部火災影響評価について」添付資料 6「敷地内における危険物タンクの火災について」に記載）（３）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で何らかの影響が生じたとして，5 号炉の停止管理業
務が妨げられないよう配慮する設計とする。
ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する内部溢水に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備としては，破損等により内部溢水を引き起こす系統，機器を設置していない。そのため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が原因で 5 号炉に内部溢水が発生することはなく，5 号炉プラントの監視操作にも影響はないと評価できる。
ｂ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災防護に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災に関しては，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所設備への不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉中央制御室エリアに火災影響が及ぶことが無きよう設計する。
万一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉中央制御室に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（４）プロセス計算機停止時において，プラントの通常停止管理業務への影響が生じない
こと
緊急時対策所の設置に際しては，5 号炉における原子炉内の燃料を全て使用済み燃料プールに移動した上で，5 号炉プロセス計算機を一時的に移設することにより必要スペースを確保する。プロセス計算機は，運転員の補助機能（制御棒位置の記録や事故順序記録等）やプラント運転中に使用する機能（原子炉出力の計算や制御棒価値ミ
ニマイザ機能等）であり，プラント停止時は中央制御室の盤面器具（指示計，記録計，表示器）によりプラント監視や操作は可能であることから，プロセス計算機が停止してもプラント停止時の通常監視に支障はないと評価する。

61-9-5-62

5.10 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について
緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下の通りである。
（1）風（台風）
設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録史上 1 位である
40.1m/s とする。想定される影響としては，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（以下，建物等）に対して，風荷重を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
なお，風（台風）による飛来物の影響は，強い上昇気流を伴い風速も大きい竜巻の方が飛来物の影響が大きいことから，竜巻評価に包絡する。
（2）竜巻
設計竜巻の最大瞬間風速は，基準竜巻の最大瞬間風速（76m/s）に将来的な気候変動の不確実性を踏まえ，Ｆ3 の風速範囲の上限値である 92m/s とする。
想定される影響としては，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，風荷重，気圧差荷重及び飛来物衝突の際の衝撃荷重を適切に組み合わせた荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また，竜巻襲来による影響として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が 2 台同時に損傷するケースへの対応としては，免震重要棟内緊急時対策所を活用することで，災害対応活動を行う。
なお，被災した 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に対しては，大湊側高台保管場所に配備する予備機と接続替えすることで，電源設備の機能を修復することが可能な設計とする。
（3）低温（凍結）
低温の設計基準については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過確率評価を踏まえ，最低気温が最も小さくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処理による最低気温の年超過確率 10 -4 /年の値は-15.2℃となる。
61-9-5-63

また，低温の継続時間については，過去の最低気温を記録した当日の気温推移に鑑み，保守的に 24 時間と設定した。また，基準温度より高い温度（-2.6℃）が長期間（173.4 時間）継続した場合について考慮する。
低温の影響モードとして凍結を想定するが，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，設計基準対象施設として低温の影響を受けないことで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計と
する。
（4）降水
基準降水量については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過確率
評 価を踏 まえ， 降水量が 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柏崎市の最大降水量の年超過確率 10 -4 /年の値は 101.3mm/h となる。
降水による浸水については，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の建物等は，構内排水路による排水等により，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
降水による荷重については，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の建物等は，排水口による排水等により影響を受けない設計とすることで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（5）積雪
基準積雪量は，最深積雪量の平均値 31.1cm に，統計処理による 1 日あたりの積雪
量の年超過頻度 10 － 4 ／年値 135.9cm を加えた 167cm とする。
免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，積雪による静的荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（6）落雷
免震重要棟内緊急時対策所は，無線鉄塔頂部に設置されている避雷針の遮へい効
果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把61-9-5-64握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉主排気筒頂部に設置されている避雷針の遮へい効果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
また，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（発電所内）について，発電所建屋内の通信連絡設備及び地下布設の専用通信回線（有線系）は，建屋の壁等により落雷の影響を受けにくい設計とする。万が一，PHS 基地局及びデータ伝送に係る光ファイバ通信伝送装置が損傷した場合は，予備品を用いて復旧し，必要な機能を維持できる設計とする。
なお，データ伝送設備，通信連絡設備（発電所外）については，免震重要棟と 5号炉原子炉建屋に配備すると共に，通信連絡設備（専用通信回線（有線系））を送電
鉄塔に，通信連絡設備（専用通信回線（無線系））をマイクロ波無線鉄塔に配備し，互いに独立しつつ分散することで同時に機能喪失しない設計とする。

（7）地滑り免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，斜面から の離隔 距離を 確保し地 滑りの おそれ がない位 置に設 置する ことによ り，柏 崎刈羽
原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（8）火山
免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る火山のうち，将来の活動可能性が否定できない 32 火山について，設計対応が不可
能な火山事象は，地質調査結果によれば，発電所敷地及び周辺で，痕跡が認められないことから，到達する可能性は十分小さいものと判断される。
その他の免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に影響を与える可能性のある火山事象を抽出した結果，降下火砕物が抽出された。
降下火砕物の堆積量については，文献調査結果や国内外の噴火実績等による評価を実施した結果，保守性を考慮した 35cm を設計基準に設定する。
免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，降灰による静的荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失し61-9-5-65

ない設計とする。
また，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所について，
火山と積雪との重畳により，積雪単独事象より緊急時対策所を設置する建屋への荷重影響が増長されるが，除灰及び除雪を行うなど適切な対応を行い，緊急時対策所の機能を喪失しない設計とする。
（9）生物学的事象
生物学的事象として，海生生物であるクラゲ等の発生，陸上では小動物の侵入を考慮する。
クラゲ等の発生については，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の建物等には，海水取水を必要としない設備とすることで，柏崎刈羽原
子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
小動物の侵入については，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時
対 策所の 建物等 のうち， 屋内設 備は建 屋貫通部 への止 水処置 等により ，屋外 設備は設 備開口 部への 貫通部シ ール処 理等に より影響 を受け ない設 計とする ことで ，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（10）火災，爆発（森林火災，近隣の産業施設の火災・爆発，航空機落下火災）
免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災，近隣の産業施設の火災・爆発，航空機墜落による火災が考えられる。
森林火災としては，発電所構内の森林の全面的な火災を想定する。影響としては
免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外壁に対する森林
火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
外壁以外の免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備については，各建屋内側に設置されていることから影響はないものと考える。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備のうち代替交流電源設備については，森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
近隣の産業施設の火災・爆発としては，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子61-9-5-66

炉建屋内緊急時対策所設置場所周辺の危険物の影響を想定し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
航空機墜落による火災としては，偶発的な航空機墜落に対して，互いに独立して分散配置した免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所によって，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
森林火災及び近隣の産業施設の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，免震重要棟内緊急時対策所に対して，ばい煙等や異臭によって流入を確認した場合，一時的に外気からの空気の取り入れを停止し外気からの隔離ができる設計とし，有毒ガスの影響を受けないようにすると共に，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により隔離中の居住性が維持できていることを確認できるようにする。
隔離が長期間継続すると想定される場合には，居住性を確保するため，免震重要棟内緊急時対策所内にとどまる必要の無い人員については，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所等の有毒ガスの影響を受けない場所へ一時的に待避させる。
また，外気遮断後のインリークを最小限にするため，不必要な空調設備の停止を行うこととする。さらに，インリークにより有毒ガスが流入した場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気することとする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，森林火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，防火帯林縁からの離隔（約 151m）を確保することにより影響を受けない設計とする。また近隣の産業施設の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，外気取入口（5 号炉原子炉建屋 3 階北側に設置）への伝播経路が原子炉建屋等の構造物により遮られることにより，外気取入口に到達しないことから，影響を受けない設計とする。
航空機墜落による火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，偶発的な航空機墜落に対して，互いに独立して分散配置した免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所によって，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

61-9-5-67

（11）有毒ガス
外部火災以外の有毒ガスについては，敷地外有毒ガスについては離隔距離を確保していること及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となる設
置位置であるため問題ない。
また，敷地内外からの有毒ガスが発生した場合においても，要員が必要な対応ができるようセルフエアセット等防護具を利用することが出来る設計とする。

（12）船舶の衝突
船舶の衝突に対し，免震重要棟内緊急時対策所，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 建物等 には， 海水取水 を必要 としな い設備と するこ とで， 柏崎刈羽 原子力 発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（13）電磁的障害
電磁的障害による擾乱に対し，免震重 要棟内緊急時対策所， 5 号炉原子炉建屋 内
緊 急時対 策所の 建物等の うち， 必要な 情報を把 握でき る設備 ，通信連 絡設備 等は，
フ ィルタ 等の設 置により 影響を 受けな い設計と するこ とで， 柏崎刈羽 原子力 発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

61-9-5-68

5.11 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1)福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を表 5.11-1 に示す。
表 5.11-1 福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
課 題※
自然災害と同時に起こりえる複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉毎に異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部の間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を共有し，正しく共有できなかった。

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
発電所長が全ての班（12 班）を管理するフラット ⑤発電所長が直接監督する人数を減な体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆらす。
（監督限界の設定）
る情報が発電所対策本部の本部長（発電所長）に ④情報共有ツールを活用し，情報共有
報告され，情報が輻輳し混乱した。
することにより，本部における発話を制限する。
発電所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんど ⑥発電所長の権限を下部組織に委譲の判断を発電所長が行う体制となっていた。
する。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな ⑦対外対応を専属化し，発電所長の対い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的外発信や広報の権限を委譲する。
な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の ⑧対外対応活動を本社対策本部に一両立を求められた。
元化する。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有 ④情報共有ツールの活用により情報の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が共有を図る。
不十分だった。
⑦対外対応を専属化し，発電所長の対外発信や広報の権限を委譲する。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対 ⑨現場決定権は発電所対策本部に与する細かい指示や命令，コメントを出し，発電所
え本社対策本部は支援に徹する。
長の判断を超えて外部の意見を優先したことで， ⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外
発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
の者からの指示には従わない。
官邸から発電所長へ直接連絡が入り，発電所対策 ⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部を混乱させた。
本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つ ⑫外部からの支援に頼らずに当社社
べき技術として設定していなかったことから，作員が自ら対応できるように消防車
業を自ら迅速に実行できなかった。
やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得する。

61-9-5-69

課 題※
必要要件
地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質 ⑬後方支援拠点となる原子力事業所
による屋外の汚染により，事故収束対応のための災害対策支援拠をすみやかに立ち
資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。
上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十 ⑬本社は，災害発生後，発電所が必要
分な支援ができなかった。
としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大し ⑫社員に対して放射線放射線計測器
たため，放射線管理員が不足した。
の取扱研修を行い，放射線管理補助員を育成する。
※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

61-9-5-70

ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を表 5.11-2 に整理した。
表 5.11-2 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件
組織運営上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室毎の連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築
・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
⑤監督限界の設定
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案⑦対外対応の専属化
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。
⑨現場決定権を発電所長 ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動すに与える。
る者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポ⑥発電所長の権限を下部 ートに徹する役割とする。
・必要な役割や対応について，予め本部長の権限を統括に委譲
組織に委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。
⑧対外対応活動を本社対 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置し，広報，情報発信を一本化する。
策本部に一本化⑪外部からの対応の本社 ・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を
防止する。
一元化

④情報共有ツールの活用⑫現場力の強化⑬発電所支援体制の構築

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，
全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。
・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

表 5.11-2 における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

61-9-5-71

なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ICS1（Incident Command System）］を参考にしている。ＩＣ
Ｓの主な特徴を表 5.11-3 に示す。
表 5.11-3 ＩＣＳの主な特徴
特 徴

対応す
る要件
※

•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。

①②⑤•監督限界の設定（３～７名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。

⑤•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。

⑩•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官にあたえ，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺は
そのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。

⑥⑨•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。

④•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッ⑫
ションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることが出来る。
（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与え－られた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。
）※ 対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないた
め，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。
⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。
（詳
細は次ページ以降参照）
1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池 貞
利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ ICS） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

61-9-5-72

ICS は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件に概ね合致していると考えている。

（２）具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
ａ．組織構造上の特徴○基本的な機能として 5 つの役割にグルーピング。
○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を 7 名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も 7 名以下となるよう組織を構成（発電所 図 5.11-1，本社 図 5.11-2）。班員についても役割に応じたチーム
編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合
は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割毎に分類）。
○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉毎に配置。
（図 5.11-1）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離。
○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置。
○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置。
○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。
安全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各機能班
長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
ｂ．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等発生時における本社対策本部の役割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，予め本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に
電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有出来るような環境を整備する。
（図 5.11-3）

61-9-5-73

○テレビ会議システムで共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有
ツールと合わせて，
同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ
等を予め配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることが出来るよう，調達・輸送面に関する運用を予め手順化。

61-9-5-74

機 能 毎 に 統 括 を 置 き ，本 部 長（ 発 電 所 長 ）の 監 督 人 数 を 削
発電所本部長防災管理者（発電所長）

広報班
通報班

意思決定
・指揮

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担 当（発電所長）

情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班

発電班

号機班(１～ ５号)

1～５号統括保安班

現場対応

復旧班(１～ ５号)
号機班(６号)

６号統括

資材班

復旧班(６号)号機班(７号)

7号統 括

復旧班(７号)
厚生班
医療班

対外対応

対外 対応統括

立地 ・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

ロジ・
リソース管理

総務統括

総務班
資材班

図 5.11-1 柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

号機班は，号機毎に配置

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

本社本部長
（社長）

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班

支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

通信班
総務班
厚生班

図 5.11-2 本社の原子力防災組織の改善

61-9-5-75

資材班

社内情報共有ツール（チャット）※

社内情報共有ツール（COP）

緊 急 時 組 織 の 運 用 に つ い て は ，訓 練 を 通 じ て 改 善 を 図 っ て い る こ と か ら ，今 後 変 更 と な る 可 能 性がある。

図 5.11-3 社内情報共有ツール（３）改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能毎に明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,
複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

発電所緊急時対策本部（本部長：発電所長）

図 5.11-4

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

61-9-5-76

5.12 柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて
当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，緊急時体制の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時体制について，以下に説明する。
1.基本的な考え方
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時体制を図 5.12-1 に示す。
緊急時体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能毎の整理
まず基本的な機能を以下の 4 つに整理し，機能毎に責任者として「統括」を配置する。さらに「統括」の下に機能班を配置する。
① 情報収集・計画立案② 現場対応③ 対外対応④ ロジスティック・リソース管理
これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長(所長)」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
予め定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を提言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
プラント毎に行う現場対応については，申請号炉である 6，7 号炉と長期停止号炉である 1～5 号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である 6，7 号炉については，万一の両プラント同時被災の場合の錯綜する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者をそれぞれに置き(「6 号統括」と「7 号統括」)，統括以下，号炉毎に独立した組織とすることで，要員が担当号炉に専念できる体制とする。
61-9-5-77

・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は 1～7 号炉の現場の対応について，1～5
号統括，6 号統括，7 号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，3 名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり、2 基を超えるプラン
トで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。(図 5.12-2)
・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，1～5 号統括，6 号統括，7 号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
2.役割・機能(ミッション)
緊急体制における各職位の役割・機能(ミッション)を，表 5.12-１に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班，及び号機統括の役割・機能について，以下の通り補足する。
○号機班：

プラント設備に関する運転操作について，当直による実際の対応を確認する。この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示が無くても，当直が手順に従って自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，当直の対応に疑義がある場合には，号機班長は当直に助言する。

○復旧班： 設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順に従って自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。
○号機統括：当直及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については当直及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。

61-9-5-78

3.指揮命令及び情報の流れについて
緊急時組織において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班など，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，予め定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行うことになる。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具合例として以下の 2 つのケースの場合を示す。
(ケース 1)消防車による 6 号炉への注水(定められた手順で対応が可能な場合の例：図5.12-3)・復旧班長(6 号炉)の指示の下，6 号復旧班が自律的に消防車による送水を準備，開始
する・復旧班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告すると共に号機班(6 号炉)にも情報を共有する。
・6 号炉当直副長の指示の下，当直が自律的に原子炉への注水ラインを構成する。
・号機班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告すると共に復旧班(6 号炉)にも情報を共有する。
・号機班長(6 号炉)は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉注水の準備ができたことを当直に連絡する。
・当直は原子炉への注水を開始する。
・号機班長(6 号炉)は 6 号統括に，原子炉への注水開始を報告する。
(ケース 2)複数個所の火災発生(自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：図 5.12-4)・6 号炉での火災消火のため，6 号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が 6 号炉で活動中に 1 号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について 1～5 号統括と 6 号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「6 号炉での消火活動の継続」を決定する。
・6 号炉消火後，6 号統括は，自衛消防隊に 1 号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を 1～5 号統括に委譲する。
・自衛消防隊は 1～5 号統括の指揮の下，1 号炉の消火活動を実施する。
61-9-5-79

4.その他(1)夜間・休祭日の体制
夜間・休祭日については，上述した緊急時体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこととなる。
(2)要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休祭日において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいない
ことが考えられる。
このような場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか，または上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する(例：復旧班長が負傷した
場合は復旧班副班長が代行するか，または統括が兼務する)。
具体的な代行者の選定については，上位職の者(例えば班長の代行者については統括)が決定する。

61-9-5-80

表 5.12-1 各職位のミッション
職

位

本部長

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部(以下，「対策本部」という)の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への提言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への提言
・事故対応方針(緊急時行動計画)の作成、対策本部への提示
・資源の利用・運用に関する対策本部への提言
・事故対応状況の把握に関する本部長のサポート

計画班

・事故対応に必要な情報(パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等)の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への提言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号機に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する当直のサポート
・当直からの支援要請に関する号機統括への提言

当直(運転員)

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中操制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括通報班

・初期消火活動(消防車隊)

立地・広報班・対外対応情報の収集，本部長へインプット・対外対応活動の統括
・社外関係機関への通報連絡・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

61-9-5-81

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
①
４ ※１

本部長

1号炉
2号炉
3号炉
4号炉
5号炉
6号炉
7号炉

原
子
炉
主
任
技
術
者

１
１
１
１
１
１
１

安全監督担当１

計画班長（１～５号炉）１

中央制御室運転員②
計画・情報統括１

１
計画班長（６，７号炉）

保安班長

１

計画班員
（１～５号炉）１

６
計画班員（６，７号炉）

保安班員

１２ ※２

１５ ※２

保安班現場要員
２１③
１～５号統括１

１号機班長（１～５号炉）１号機班員（１～５号炉）１
復旧班長（１～５号炉）１
復旧班員（１～５号炉）復旧班現場要員

２

1号炉運転員
2号炉運転員
3号炉運転員
4号炉運転員
5号炉運転員１８※Ａ

6，7号炉中央制御室

6号炉運転員
１

６号統括

号機班長
（６号炉）

１

号機班員
（６号炉）

２

復旧班長
（６号炉）

１

復旧班員
（６号炉）

２

復旧班現場要員

３２ ※２※３7号炉運転員
(連携)
１

７号統括

号機班長
（７号炉）

１

号機班員
（７号炉）

２

復旧班長
（７号炉）

１

復旧班員
（７号炉）

２

復旧班現場要員

３１ ※２
※３

④
対外対応統括１

通報班長
立地・広報班長

１
１

通報班員
立地・広報班員

５
４

⑤
総務統括

１

資材班長

１

資材班員

１

総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）

※Ａ

消防隊長

５

１０ ※２

総務班員

１

６号及び７号炉の重大事故等に対処するために事象発生１０時間を目途として参集す
る緊急時対策要員：１０６名

初期消火班 ６
（消防車隊）
警備員
消火班
（専任）

は人数を示す：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員：１～７号炉共通対応要員①：意思決定・指揮②：情報収集・計画立案③：現場対応④：対外対応⑤：ロジスティック・リソース管理

３

18 ※４

合計：２３１名※１※２※３

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は、6号及び7号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから※４

人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

図 5.12-1 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部，自衛消防隊及び中央制御室の体制(第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後 6，7 号炉共運転中の場合)
61-9-5-82基本的な緊急時体制
6号統括

本部長

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
共有本部長(1～5号)※

号機班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括：１～７号炉共通対応要員

図 5.12-2 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部体制(概要)

61-9-5-83

指示・命令の流れ(例：消防車による 6 号炉への注水が必要となった場合)

図 5.12-3 消防車による 6 号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ(例)61-9-5-84

指示・命令の流れ(例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合)

図 5.12-4 火災発生時(2 ヶ所の場合)の対応と情報の流れ(例)61-9-5-85

5.13 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について停止中の 1～5 号炉プラントの事故・異常状況への対処を行うのは，基本的には運転員であることから，6 号炉，7 号炉いずれかの格納容器ベント時には 6 号及び 7 号炉に加え，1～5 号炉の運転員が中央制御室にとどまることが出来るよう放射線防護資機材等の配備を行うこととし，更に 5 号炉については緊急時対策所を設置する設計とし，人による監視を継続して行うことで事態への対処を行うこととする。

一方，6 号炉，7 号炉が重大事故に伴い格納容器破損に至った際には，放出される放射性物質により中央制御室内の居住性環境がさらに悪化することが予想される。その際には，各号炉の中央制御室からは一旦緊急時対策所に運転員を待避させる。
なお，プラントパラメータの遠隔監視に関して，6 号炉，7 号炉ではプラント計測制御設
備からプロセス信号を取り込み，伝送するためのデータ伝送装置と，中央制御室内待避室
において表示するためのデータ表示装置を設置することで，重大事故等時においても継続してプラント監視が可能な設計としている一方で，申請前号炉である 1～5 号炉には上記のようなデータ伝送装置や表示装置をはじめとするプラント情報を監視するための設備について工事計画途上である。
そのため停止中の 1～5 号炉が 6 号炉，7 号炉と同時被災し全交流動力電源喪失に至った
際には，プラントパラメータを把握し，伝送･表示するための措置として 6 号炉，7 号炉のような専用の設備には期待することが出来ない。
したがって，プラント状況を把握するための設備について設置が完了するまで自主対策の措置としては，各号炉の既設の計測制御設備と，可搬の計測資機材類を組み合わせることで，6 号炉，7 号炉の格納容器ベント時に 1～4 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所において各号炉の運転員が自号炉の使用済み燃料プール内の燃料健全性確認に必要な監視を行うことが可能なようにする。以下にその概略を示す。

(1)監視対象
6 号炉，7 号炉申請時点で，申請前かつプラント停止中の 1～5 号炉においては，いずれも使用済燃料貯蔵プールに使用済み燃料が保管・冷却されているため，使用済み燃料プールの冷却状態の把握が必要である。なお 1～5 号炉においては，いずれも使用済み燃料の崩壊熱は低くなっているため,対応操作に対する時間余裕も充分ある状況である（スロッシングによる漏えいを考慮し，65℃から 100℃に達するまでに約 30 時間）。
61-9-5-86

(2)使用済み燃料プールの冷却状態の把握方法
1～5 号炉の使用済燃料貯蔵プール水位・水温は，9 箇所に設置した熱電対のうち，気相に露出している熱電対と，水中にある熱電対を用いて電気信号として検出し，中央制御室に指示・記録する設計としている（水中にある各検出点温度と気相部の温度を比較することにより，間接的に水位を監視する）。使用済燃料ラック上端付近から使用済燃料貯蔵プール上端付近を計測範囲としている。

：熱電対

使用済燃料

図 5.13-1 使用済燃料貯蔵プール水位・水温計 概要図(3)伝送方法① 5 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
5 号炉中央制御室のデジタル記録計に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所周囲に設置する仮設電源より給電を行いつつ，デジタル記録計の信号出力を仮設の LAN ケーブ
ルにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。なお，ケーブル敷設等作業は事故後に参集した要員により，6 号炉，7 号炉のベント実施前に作業を完了させることが可能となる様，必要な資機材類の配備や手順の整備，要員の確保，タイムラインの明確化に努める。
② 1～4 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
1～4 号炉中央制御室のデジタル記録計に仮設電源による電源供給を行いつつ，デジ

61-9-5-87

タル記録計の信号出力を仮設の伝送装置や光ケーブル等により 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。
なお，ケーブル敷設等作業は上記（３）と同様。

荒浜側

大湊側

１号炉※２

２号炉※２

６号炉※１

中央制御室

中央制御室

中央制御室

ＳＦＰ
水位・水温計

ＳＦＰ
水位・水温計

５号炉

５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
データ
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

光通信
伝送装置

光通信
伝送装置

衛星
モデム

緊急時対策
支援システム
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

デジタル
記録計

中央制御室

デジタル
記録計
SPDS表示端末監視装置（PC）
電工ドラム

第一ガスタービン発電機等

仮設電源

【凡例】
有線（電源ケーブル）
有線（計測用ケーブル）

監視装置（PC）

電工ドラム
仮設電源

※１：７号炉も同様※２：３号及び４号炉も同様

有線（LANケーブル）
有線（光ケーブル）
無線系回線
衛星系回線

設置場所又は方法については，今後，訓練を通して見直しを行う可能性がある。

図 5.13-2 デジタル記録計と伝送装置とを組み合わせた使用済燃料貯蔵プールパラメータの緊急時対策所からの遠隔監視 概要図61-9-5-88

61-10

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-2-i

目 次

2. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-10-2-1

2.1

新規制基準への適合状況

61-10-2-1

2.2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価について・添付資料 161-10-2-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価条件

・添付資料 261-10-2-11

居住性に係る被ばく評価に用いた気象資料の代表性について・添付資料 361-10-2-25

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価に用いる大気拡散評価について

61-10-2-30

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-2-34

・添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-2-37

・添付資料 6

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・添付資料 761-10-2-45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・添付資料 8
・添付資料 961-10-2-50

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

61-10-2-53

外気から取り込まれた放射性物質による被ばくについて

61-10-2-60

・添付資料 10 空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響について61-10-2-61

・添付資料 11 可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

61-10-2-70

・添付資料 12 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る被ばく評価の審査ガイド※1 への適合状況（※1） 実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

61-10-2-ii

61-10-2-74

2.

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

2.1 新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊重大事故等が発生した場合において急時対策所は、重大事故等が発生した場

も，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対合においても当該重大事故等に対処する策本部）により，当該重大事故等に対処ための適切な措置が講じられるよう、次するための適切な措置を講じることがに掲げるものでなければならない。

できるようにしている。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

三

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

2

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。

61-10-2-1－

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1,2

適合状況

【解釈】
１

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

第１項及び第２項の要件を満たす緊急 （対策本部）の居住性については，審時対策所とは、以下に掲げる措置又はこ査ガイドに基づき評価し，対策要員

れらと同等以上の効果を有する措置を行の実効線量が 7 日間で 100mSv を超え

うための設備を備えたものをいう。

ないことを確認している（約 56mSv/7ｅ） 緊急時対策所の居住性については、 日間）。なお，想定する放射性物質の次の要件を満たすものであること。

放出量等は東京電力株式会社福島第①

一 原 子 力 発 電 所 事故 と同 等 と 想 定想定する放射性物質の放出量等は

東京電力株式会社福島第一原子力発 し，マスク着用なし，交替要員なし及電所事故と同等とすること。
②

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は
緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-2-2び安定よう素剤の服用なしとして評価した。

2.2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価に当たっては，審査ガイドに基づき評価を行った。
（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈 第 76 条抜粋）
緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価の結果，実効線
量は 7 日間で約 56mSv であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
（1） 想定する事象
想定する事象は，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，
想定する放射性物質等に関しては審査ガイドに基づき評価を行った。
（2） 大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の発災を想定し評価した。なお，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を表 2-1 に示す。

61-10-2-3

表 2-1 大気中への放出放射能量（gross 値）
放出放射能量[Bq]核種類6 号及び 7 号炉の和

希ガス類

約 1.8×1019

よう素類

約 6.3×1017

Cs 類

約 5.6×1016

Te 類

約 1.6×1017

Ba 類

約 6.1×1015

Ru 類

約 2.8×1010

Ce 類

約 1.9×1014

La 類

約 2.8×1013（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は，表 2-2 に示すとおりである。
表 2-2 相対濃度及び相対線量
評価対象

放出号炉

5 号炉原子炉建屋内

相対濃度

相対線量

3

χ/Q[s/m ]D/Q[Gy/Bq]

6 号炉

3.6×10-4

1.7×10-18

7 号炉

9.8×10-5

8.1×10-19

緊急時対策所（対策本部）（4） 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，対策要員は 7 日間 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮した被ばく経路と被ばく経路のイメージを図 2-1 及び図 2-2 に示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件を表 2-4 に，被ばく評価に係る換気空調設備の概略図を図 2-3 に示す。

61-10-2-4

a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（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 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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。
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。
b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路②）放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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。なお，遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これにより，本被ばく経路の評価結果は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する区画内に浮遊する放射性物質からの影響を包含する。
c.外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
内での被ばく（経路③）
外気から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質による被ばくは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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
及び安定よう素剤の服用はないものとして評価した。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下の(a).及び(b).の効
果を考慮した。
(a). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機による 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所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，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へのフィルタを経由しない外気の侵入を防止する効果を考慮した。

61-10-2-5

(b). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置による 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所空気ボンベ陽圧化装置（以下，空気ボンベ陽圧化装置という）により陽圧化することで，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）への外気の侵入を防止する効果を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路④）
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。

（5） 被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価結果を表 2-3 に示す。対策要員の 7 日間の実効線量は約 56mSv であり，判断基準の「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足している。

61-10-2-6

表 2-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
7 日間での実効線量[mSv]

被ばく経路
6 号炉

7 号炉

合計

約 4.5×10-1

約 7.1×10-2

約 5.2×10-1

約 2.7×101

約 1.3×101

約 4.1×101

000（内訳）内部被ばく

（0）

（0）

（0）

外部被ばく

（0）

（0）

（0）

約 1.2×101

約 3.1×100

約 1.5×101

約 3.9×101

約 1.6×101

約 56①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく
室内
作業時③外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）内
での被ばく④地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく合計（①＋②＋③＋④）

61-10-2-7

線源

原子炉建屋内放射性物質

地表面放射性物質

大気中放射性物質

被ばく経路

直接ガンマ線，

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

放射性雲中の内に取り込まれる放射性物質による被ばく

放射性物質

スカイシャインガンマ線
ガンマ線

被ばく部位

①

③

②

吸入摂取

④

からのガンマ線③

ガンマ線による

吸入摂取による

外部被ばく

内部被ばく

室内作業時

図 2-1 被ばく経路（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））

61-10-2-8

地表面放射性物質
からのガンマ線

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく
室内
作業時（クラウドシャインガンマ線による外部被ばく）③ 外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（放射性物質の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）④ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばく（グランドシャインガンマ線による外部被ばく）

図 2-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく経路イメージ図
61-10-2-9

表 2-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件
項目
放出量評価

大気拡散条件

評価条件
発災プラント6 号及び 7 号炉

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10 時間

放出源高さ

地上放出

気象データ

1985.10～1986.9 の 1 年間の気象データ
6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）

着目方位

7 号炉：2 方位(N,NNE)

建屋巻き込み巻込みを考慮

累積出現頻度小さい方から 97%

重ね合わせ

号炉毎に評価し被ばく量を足し合わせる

時間[h]
可搬型陽圧化空調機に
よる陽圧化
防護措置

結果

空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化

0～24

24～34

34～168

加圧

－

加圧

－

加圧

－

マスクの着用

考慮しない

安定よう素剤の服用

考慮しない

要員の交替

考慮しない

合計線量（7 日間）

約 56mSv

図 2-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の被ばく評価に係る換気空調設備の概略図（空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化時）

61-10-2-10

添付資料１5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価条件
表添 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 緊 急 時 制 御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物
質の大気中への放出

評価事象

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等

審査ガイドに示されたとおり設定

割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

炉心熱出力

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

1 サイクル 13 ヶ月(395 日）を考
慮して，燃料の3 サイクル：30000h

最高取出燃焼度

4 サイクル：40000h－－に余裕を持たせ

5 サイクル：50000h

長めに設定

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料装荷割合2 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料

3 サイクル：0.229（200 体）

装荷割合に基づ

4 サイクル：0.229（200 体）

き設定

5 サイクル：0.084（72 体）

61-10-2-11－

表添 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4（1）a.事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子炉格納容器が破損したと考えられる
福島第一原子力発電所事故並

希ガス類：97%

みを想定する。

よう素類：2.78%

希ガス類：97%

Cs 類：2.13%
放射性物質のTe 類：1.47%

大気中への放出割合

Ba 類：0.0264%

審査ガイドに示されたとおRu 類：7.53×10-8%

り設定

-4

Ce 類：1.51×10 %ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、
無機ヨウ素：4.85%、
有機ヨウ素：0.15%)(NUREG-1465 を参考に設定）

La 類：3.87×10-5%Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%

粒子状よう素：95%
よう素の形態

無機よう素：4.85%

同上

同上

有機よう素：0.15%

放出開始時刻事故発生から
24 時間後審査ガイドに示されたとおり設定

4.4(4)a.放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する。
4.4(4)a.放射性物質の大気中

放出継続時間10 時間

同上への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。
3.判断基準は、対策要員の実効

事故の評価期間

7日

同上

線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-2-12

表添 2-1-2 大気中への放出放射能量
核種類

放出放射能量[Bq]（gross 値）
6 号炉

7 号炉
18

合計

約 8.8×1018

約 1.8×1019

希ガス類

約 8.8×10

よう素類

約 3.2×1017

約 3.2×1017

約 6.3×1017

Cs 類

約 2.8×1016

約 2.8×1016

約 5.6×1016

Te 類

約 7.8×1016

約 7.8×1016

約 1.6×1017

Ba 類

約 3.1×1015

約 3.1×1015

約 6.1×1015

Ru 類

約 1.4×1010

約 1.4×1010

約 2.8×1010

Ce 類

約 9.7×1013

約 9.7×1013

約 1.9×1014

La 類

約 1.4×1013

約 1.4×1013

約 2.8×1013

61-10-2-13

表添 2-1-3 大気拡散条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源
高さ及び気象条件に応

大気拡散
評価モデル

審査ガイドに示された

ガウスプルームモデル

とおり設定

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に地

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所に上風（地上約 10m）の気象デ

おける 1 年間の気象データ

ータを使用(1985 年 10 月～1986 年 9

審査ガイドに示されたとお月) （地上約 10m）

り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用

4.2(2)a.風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
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

10 時間

審査ガイドに示された放出に応じて、毎時刻

とおり設定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。

61-10-2-14

表添 2-1-3 大気拡散条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源：
6 号炉原子炉建屋
及び
放出源及び
放出源高さ

4.4(4)b.放出源高さは、

7 号炉原子炉建屋
放出源高さ：地上 0m

審査ガイドに地上放出を仮定する。放

示されたとお出エネルギーは、保守的り設定な結果となるように考慮しないと仮定する。

放出エネルギーによる影響：
未考慮
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時
累積出現頻度小さい方から
累積して 97%

刻の相対濃度又は相対線
同上

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／

放出点から近距離の建屋の建屋巻き込み影響を受ける

考慮する

ため，建屋による巻き込み現象を考慮

緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡
散による拡散パラメータを用いる。

61-10-2-15

表添 2-1-3 大気拡散条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、放出源であり，巻き込みを

6 号炉原子炉建屋

巻き込みの影生じる及び響が最も大き代表建屋

7 号炉原子炉建屋

い建屋として設定

原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補
助建屋、タービン建屋、コントロール建
屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。

放射性物質濃度の評価点5 号炉原子炉建屋

審査ガイドに

内緊急時対策所示されたとお（対策本部）中心り設定

4.2(2)b.屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／
緊急時対策所の居住性に係る披ばく評価

6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）
着目方位
7 号炉：2 方位(N,NNE)

では、建屋の風下後流側での広範囲に及審査ガイドにぶ乱流混合域が顕著であることから、放示された評価射性物質濃度を計算する当該着目方位と方法に基づきしては、放出源と評価点とを結ぶライン

設定が含まれる 1 方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

審査ガイドに示されたとお建屋投影面積1931m2り設定

4.2(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影面

風向に垂直な積を求め、放射性物質の濃度を求めるた

投影面積のうめに大気拡散式の入力とする。

ち最も小さいもの4.2(2)a.放射性物質の大気拡散の詳細
形状係数

1/2

内規に示されは、「原子力発電所中央制御室の居住性にたとおり設定係る被ばく評価手法について（内規）」による。

61-10-2-16

表添 2-1-4 相対濃度（χ/Q）及び相対線量（D/Q）
評価点

放出点

放出点から

相対濃度

相対線量

評価点までの距離[km]χ/Q[s/m3]

D/Q[Gy/Bq]

0.146

3.6×10-4

1.7×10-18

0.278

9.8×10-5

8.1×10-19

6 号炉
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）中心

原子炉建屋
中心
7 号炉
原子炉建屋
中心

61-10-2-17

表添 2-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋

放出された放射性物
線

原子炉建屋（二次質が自由空間容積に源格納施設）内線源

均一に分布すると

強

強度分布

し，事故後 7 日間の内の放射性物質は、自審査ガイドに示された

由空間容積に均一にとおり設定分布するものとして、事故後 7 日間の積算線

積算線源強度を計算

度
事故の評価期間

源強度を計算する。

7日

同上

原子炉建屋
遮蔽厚さ
計
算
モ
デ
ル

審査ガイドでの記載

同上
4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋
内の放射性物質から

図添 2-1-1 のとおりのスカイシャインガ

5 号炉原 子炉建（評価点高さ）

審査ガイドに示された

屋内緊急時対策

スカイシャインガン

評価方法に基づき設定

所（対策本部）遮マ線：天井高さ

く線量は、積算線源強い構造及び地形条件

直接ガンマ線：
評価点

マ線による外部被ば
度、施設の位置、遮へ蔽厚さ
床面上 1.5m

ンマ線及び直接ガンから計算する。
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 QAD-CGGP2R は三次元形状を，スカイシャインガンマ線の線量評価に用いる ANISN 及び G33GP2R はそれぞれ一次元，三次元
評

直接ガンマ線：価

QAD-CGGP2R

コ|ド

スカイシャインガンマ線：
ANISN，G33-GP2R形状を扱う遮蔽解析コードであり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は，線源条件，遮蔽体条件
であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。
従って，設計基準事故を超える事故における線量評価に適用可能である。QAD-CGGP2R，ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。

61-10-2-18―

表添2-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-2-19

積算線源強度（photons）（単一号炉当たり）（168 時間後時点）
約 2.4×1022
約 2.4×1022
約 1.1×1023
約 5.7×1022
約 1.1×1022
約 7.4×1021
約 6.6×1021
約 3.3×1022
約 1.9×1022
約 4.9×1022
約 9.8×1022
約 1.5×1023
約 7.4×1022
約 1.0×1023
約 3.4×1021
約 1.5×1023
約 1.7×1023
約 7.4×1022
約 1.5×1023
約 3.3×1022
約 9.9×1020
約 1.6×1022
約 1.6×1021
約 3.5×1021
約 2.4×1021
約 1.2×1020
約 2.7×1017
約 2.7×1017
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 1.9×1010
約 9.7×109
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

図添 2-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(1/2)
61-10-2-20

図添 2-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(2/2)
61-10-2-21

表添 2-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

空気ボンベ陽圧0～24h ：0m3/h化装置の空気供24～34h ：52m3/h

給量34～168h ：0m3/h

時対策所内への外気取運用を基に設定入による放射性物質の取り込みについては、
非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って許算する。

可搬型陽圧化空調機の風量0～24h ：600m3/h
24～34h ：0m3/h

同上

同上

34～168h ：600m3/h
4.2(1) a.ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機の高性能粒

無機よう素：0%子フィルタの除有機よう素：0%

去効率

効率は、使用条件での設計値を基に設定

放射性微粒子：99.9%

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。

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機のチャコー

無機よう素：99.9%

ル・フィルタの除有機よう素：99.9%

去効率

同上

同上

放射性微粒子：0%
重大事故時には，空気ボン
ベ陽圧化装置又は可搬型

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）への外気の直接流入量0～168h：0m3/h

陽圧化空調機により 5 号炉

4.2(l)b.既設の場合で原子炉建屋内緊急時対策

は、空気流入率は、空気所（対策本部）を陽圧化し， 流入率測定試験結果をフィルタを経由しない外気の流入を防止できる設定としている。

61-10-2-22

基に設定する。

表添 2-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）の空

取り込まれる放射性物質の空3610m

設計値を基に設定

気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室

調バウンダリ体積／緊急時対策所バウンダリ体
積（容積）を用いて計算する。

外部ガンマ線による全身に対する線
量評価時の自由体

610m3

設計値を基に設定

同上

積
3.プルーム通過時等に特別な防 護 措 置を 講じ る 場合を 除
マスクの着用考慮しない

保守的に考慮しないものとした

き、対策要員は緊急時対策所
内でのマスクの着用なしとして評価すること。
3.交代要員体制、安定ヨウ素

安定よう素剤の服用

剤の服用、仮設設備等を考慮
考慮しない

保守的に考慮しないものとしたしてもよい。ただしその場合
は、実施のための体制を整備
すること。

要員の交替

考慮しない

運用を基に設定

61-10-2-23

同上表添 2-1-8 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

3

1.2m /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
地表面
への沈
着速度

4.2.(2)d.放射性物質のエアロゾル：1.2cm/sの 2～3 倍大きい）を参考に， 地表面への沈着評価で無機よう素：1.2cm/s

湿性沈着を考慮して乾性沈は、地表面への乾性沈着

有機よう素：沈着無し

着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設及び降雨による湿性沈

希ガス：沈着無し

定 。 乾 性 沈 着 速 度 は着を考慮して地表面沈

NUREG/CR-4551Vol.2※1 よ り

着濃度を計算する。

設定※1 NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks: Quantification ofMajor Input Parameters”

61-10-2-24

添付資料 2

居住性に係る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。
検定結果を表添 2-2-1 から表添 2-2-4 に示す。

61-10-2-25

表添 2-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

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

○

61-10-2-26

表添 2-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
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

○

61-10-2-27

表添 2-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

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

×

61-10-2-28

表添 2-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
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

×

61-10-2-29

添付資料 35 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価に用いる大気拡散評価について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価で用いる相対濃度及び相対線量は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値としている。
着目方位と評価結果を図添 2-3-1 及び図添 2-3-2 並びに表添 2-3-1 に示す。

図添 2-3-1 着目方位
（放出点：6 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-2-30

図添 2-3-2 着目方位
（放出点：7 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-2-31

表添 2-3-1 着目方位並びに相対濃度及び相対線量
評価点

放出点
6 号炉原子炉建屋

5 号炉原子炉建屋内

中心

着目方位

相対濃度
3

相対線量

[s/m ][Gy/Bq]

NNW,N,NNE,NE

3.6×10-4

1.7×10-18

N,NNE

9.8×10-5

8.1×10-19

緊急時対策所（対策本部）中心

7 号炉原子炉建屋
中心61-10-2-32

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。
評価結果を表添 2-3-2 及び表添 2-3-3 に示す。

表添 2-3-2 相対濃度及び相対線量の値（6 号炉）
相対濃度
放出点

6 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

3.6×10-4

97.06

1.7×10-18

97.01

3.6×10-4

97.01

1.7×10-18

96.99

3.6×10-4

96.98

1.7×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

表添 2-3-3 相対濃度及び相対線量の値（7 号炉）
相対濃度
放出点

7 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

9.9×10-5

97.06

8.2×10-19

97.01

9.8×10-5

97.01

8.1×10-19

96.96

9.7×10-5

96.99

8.0×10-19

･･･

･･･

･･･

･･･

61-10-2-33

添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/sの4倍である1.2cm/sを用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日 原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の4倍と設定した。
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%と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
(1)乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル3PSA編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下，学会標準）解説4.7
を参考に評価した。「学会標準」解説4.7では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは内規[【解説5.3】①]に従い，居住性に係る被ばく評価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
(χ/Q) (x, y, z) = V ・χ/Q(x, y, z)・・・・・①(χ/Q) (x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]
χ/Q(x, y, z)V：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）

61-10-2-34

(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( , ) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。

性沈着率 χ/Q(χ/Q)∞(x, y) = Λ ・ ∫ χ/Q(x, y, z) dz = χ/Q(x, y, 0) ・Λ(χ/Q) (x, y)χ/Q(x, y, 0)ΛPrΣ exp[]・・・・・②：時刻iでの湿性沈着率[1/m2]：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=∙ / ( , , )(/ ( , , ) ∙Λ∙ / ( , , ))61-10-2-35[]

・・・・・③

2.評価結果
表添2-4-1に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の評価点における評価結果を示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.1程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表添2-4-1 沈着率評価結果
評価点

放出点

5 号炉原子炉6 号炉原子炉

建屋内緊急時

建屋中心

対策所（対策

7 号炉原子炉

本部）中心

建屋中心

相対濃度

①乾性沈着率32②乾性沈着率+湿性沈着率比[s/m ][1/m ]

3.6×10-4

1.1×10-6

1.2×10-6

1.1

9.8×10-5

3.0×10-7

3.3×10-7

1.1

61-10-2-36[1/m2]（②/①）

添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

エアロゾルの乾性沈着速度 0.3cm/s は NUREG/CR-4551 ※１ に基づいて設定している。
NUREG/CR-4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR4551 では 0.5µm～5µm の粒径に対して検討されているが，格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N.Slinn の検討※2 によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1µm～5µm の粒径では沈着速度は0.3cm/s 程度（図添 2-5-1）である。以上のことから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として 0.3cm/s を適用できると判断した。

61-10-2-37

図添 2-5-1 様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２）※1

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk: quantification of major
input parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2

W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension andfor Wet and Dry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose
Calculations, Nuclear Safety VoI.19 No.2, 1978

61-10-2-38

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に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。
シビアアクシデント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，シビアアクシデント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別表添 2-1 の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，海外の規制機関（NRC など）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（別表添 2-１の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を別表添 2-１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）及び水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，原子炉格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
従って，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm以上のエアロゾルを想定することは妥当である。

61-10-2-39

別表添 2-１ シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番号

試験名又は報告書名等

エアロゾル粒径

備考(μm)

シビアアクシデント時の評価に使用
LACE LA2※1①

約 0.5～5

されるコードでの格納容器閉じ込め(別図添 2-1 参照)

機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 2-1)

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 2-2)
0.29～0.56(参考 2-2)

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
シビアアクシデント時の FP 挙動の実PHÉBUS FP※3⑤

0.5～0.65

験（左記のエアロゾル粒径は PHÉBUS(参考 2-2)

FP 実験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, ORNL A. L. Wright,
J. H. Wilson and P. C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR
AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND 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-THR-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R(2009)5

61-10-2-40

別図添 2-1 LACE LA2 でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化グラフ

61-10-2-41

参考 2-1 NUREG/CR-5901 の抜粋

61-10-2-42

61-10-2-43

参考 2-2

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

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
米国アイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状態

PBF-SFD

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

PHÉBUS FP

シビアアクシデント条件下での炉心燃料から 1 次系を経て格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機燃料を用いた総合試験61-10-2-44

添付資料 6

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

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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。
(1)原子炉建屋内の積算線源強度
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，核種毎の積算崩壊数[Bq・s]に核種毎エネルギー毎の放出率[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

S =に均一に分布するものとした。

Q ∙sSγ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]
Qk ：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]
核種毎の積算崩壊数は以下の式により評価した。ここで，核種の原子炉建屋への放出量
は，審査ガイドに記載の移行割合に基づき評価した。

Q =q ∙1∙ (1 − exp(−λ (T − t )))λQk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]qk：核種 k の原子炉建屋への放出量[Bq]λk ：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]t0：原子炉建屋への放出時刻[s]核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した ORIGEN2
ライブラリ（gxh2obrm.lib）値を参照した。また，エネルギー群を ORIGEN2 のガンマ線ラ61-10-2-45

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
添 2-6-1）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表添 2-1-6 のとおり。

審査ガイドの記載（５）線量評価
a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行う
ことができる。
NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR

BWR

希ガス類：

100%

100%

ヨウ素類：

66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果から想定して、原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。
また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

61-10-2-46

図添 2-6-1 エネルギー群の変換方法

61-10-2-47

(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図添 2-1-1 のとおり。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋の外壁の厚さと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽壁の厚さを加えた厚さのう
ちで最も薄い遮蔽厚さを採用した。評価点は，線源となる原子炉建屋に最も近くなる点（南西角）を選定した。また，評価点高さは，スカイシャインガ
ンマ線の評価に当たっては保守的に天井高さとし，直接ガンマ線の評価に当たっては 5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から 1.5m 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からの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からの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からの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からの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添 2-6-1 及び
表添 2-6-2 に示す。

61-10-2-48

表添 2-6-1 直接ガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 4.5×10-1

約 7.0×10-2

約 5.2×10-1

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

表添 2-6-2 スカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 3.0×10-3

約 1.1×10-3

約 4.1×10-3

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-2-49

添付資料 7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

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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。なお，
クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これ
により，クラウドシャインガンマ線による被ばく量の評価結果は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接するエリア内に浮遊する放射性物質からの影響を包含することができる。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)放出量及び大気拡散
大気中に放出される放射能量は表添 2-1-2 の値を用いた。また，相対線量は表添 2-1-4の値を用いた。
(2)評価体系
評価モデルを図添 2-7-1 に示す。
遮蔽厚さは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを使用した。

図添 2-7-1 クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽モデル

61-10-2-50

(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。

H =
H =

H

K ∙ (D/Q) ∙ q (t) ∙ p∙ B ∙ exp(−μ ∙ X) dt

H：クラウドシャインガンマ線による実効線量[Sv]Hγ：クラウドシャインガンマ線のうち，エネルギーγ のガンマ線による実効線量[Sv]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 log-log 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。

61-10-2-51

(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添 2-7-1 に示す。

表添 2-7-1 クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 2.7×101

約 1.3×101

約 4.1×101

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-2-52

添付資料 8

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

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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。
なお，放射性物質は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で，5 号炉原子炉建屋の屋上及び 5 号炉原子炉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。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)地表面の単位面積当たりの積算線源強度
地表面の単位面積当たりの積算線源強度[photons/m2]は，核種毎の単位面積当たりの積
算崩壊数[Bq・s/m2]に核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。なお，5 号炉原子炉建屋の屋上面の単位面積当たりの積算線源強度は地表面と同
じとした。

S =

Q ∙s

Sγ：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∙ (1 − exp(−λ ∙ (T − t))) dt
λ：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]
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]61-10-2-53

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]は表添 2-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
2-1-4 の値を用いた。
地表面への沈着速度は表添 2-1-8 のとおり 1.2[cm/s]（乾性沈着速度の 4 倍）とした。
核種毎エネルギー毎の放出率[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。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。
以上の条件に基づき評価した地表面の積算線源強度を表添 2-8-1 に示す。

61-10-2-54

表添 2-8-1 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
エネルギー(MeV)
単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）（168 時間後時点）
上限
下限（代表エネルギー）
6 号炉
7 号炉
－
1.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015
1.00×10-2
2.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015-2-2
16
2.00×103.00×10
約 6.2×10
約 1.7×1016
3.00×10-2
4.50×10-2
約 1.4×1016
約 3.8×1015-2-2
15
4.50×106.00×10
約 6.9×10
約 1.9×1015
6.00×10-2
7.00×10-2
約 4.6×1015
約 1.2×1015-2-2
14
7.00×10
7.50×10
約 8.7×10
約 2.4×1014
7.50×10-2
1.00×10-1
約 4.4×1015
約 1.2×1015-1-115
1.00×10
1.50×10
約 4.0×10
約 1.1×1015
1.50×10-1
2.00×10-1
約 3.0×1016
約 8.1×1015-1-1
16
2.00×103.00×10
約 5.9×10
約 1.6×1016
3.00×10-1
4.00×10-1
約 9.3×1016
約 2.5×1016-1-1
16
4.00×10
4.50×10
約 4.6×10
約 1.3×1016
4.50×10-1
5.10×10-1
約 6.1×1016
約 1.7×1016
5.10×10-1
5.12×10-1
約 2.0×1015
約 5.5×1014-1-1
16
5.12×106.00×10
約 8.9×10
約 2.4×1016
6.00×10-1
7.00×10-1
約 1.0×1017
約 2.8×1016-1-1
16
7.00×108.00×10
約 4.4×10
約 1.2×1016
8.00×10-1
1.00×100
約 8.8×1016
約 2.4×1016
00
16
1.00×10
1.33×10
約 2.0×10
約 5.5×1015
1.33×100
1.34×100
約 6.2×1014
約 1.7×1014
0015
1.34×10
1.50×10
約 9.9×10
約 2.7×1015
1.50×100
1.66×100
約 7.4×1014
約 2.0×1014
0015
1.66×102.00×10
約 1.6×10
約 4.3×1014
2.00×100
2.50×100
約 1.6×1015
約 4.3×1014
0013
2.50×103.00×10
約 3.5×10
約 9.5×1012
3.00×100
3.50×100
約 2.9×108
約 7.8×107
008
3.50×104.00×10
約 2.9×10
約 7.8×107
4.00×100
4.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
4.50×105.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
5.00×100
5.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
5.50×106.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
6.00×100
6.50×100
約 6.8×101
約 1.9×101
6.50×100
7.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
00
1
7.00×10
7.50×10
約 6.8×10
約 1.9×101
7.50×100
8.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
0
1
1
8.00×101.00×10
約 2.1×10
約 5.7×100
1.00×101
1.20×101
約 1.0×101
約 2.9×100
11
0
1.20×10
1.40×10
約 0.0×10
約 0.0×100
1.40×101
2.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100
1
1
0
2.00×103.00×10
約 0.0×10
約 0.0×100
3.00×101
5.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100
61-10-2-55

(2)評価体系
グランドシャインガンマ線の評価に当たり想定した線源領域を図添 2-8-1 に示す。また，線源領域，評価点及び考慮した遮蔽を図添 2-8-2 及び図添 2-8-3 に示す。
(a)線源領域
グランドシャインガンマ線の評価に当たり，放射性物質は 5 号炉原子炉建屋の屋上及び 5 号炉原子炉建屋周りの地表面に一様の濃度で沈着するものとした。
5 号炉原子炉建屋周りの地表の高さは場所により異なるが，本評価では 5 号炉原子炉建屋周りの線源の高さを保守的に評価点高さと同一として評価した。また，放射性物質の地表面への沈着が広範囲に渡ることを考慮し，地表面からの影響がほぼ飽和する半径 500m
以内を線源領域とした。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みなし，他の領域と同様に線源とした。
(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，5 号炉原子炉建屋の外壁及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽による低減効果を考慮した。
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，5 号炉原子炉建屋の屋上の線源からのグランドシャインガンマ線の評価結果の和が最も大きくなる点（南西角）を選定した。なお，評価点高さは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から1.5m とした。
(3)評価コード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。
(4)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添 2-8-2 に示す。
表添 2-8-2 グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）

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 1.1×101

約 3.1×100

約 1.5×101

屋上沈着分

7日

約 9.7×10-2

約 2.6×10-2

約 1.2×10-1

合計

7日

約 1.2×101

約 3.1×100

約 1.5×101

61-10-2-56

図添2-8-1 線源領域（橙色塗り：線源とした領域（半径500m））

61-10-2-57

図添2-8-2 グランドシャインガンマ線の評価モデル（平面図）

61-10-2-58

図添2-8-3 グランドシャインガンマ線の評価モデル（断面図）

61-10-2-59

添付資料 9外気から取り込まれた放射性物質による被ばくについて

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，重大事故時には空気ボンベ陽圧化装置
又は可搬型陽圧化空調機により室内を陽圧化し，フィルタを経由しない外気の侵入を防止する運用としている。
5 号炉原炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，放射性雲が通過する期間（事故発生後 24 時間後から 34 時間後までの 10 時間）は空気ボンベ陽
圧化装置により室内を陽圧化することを想定しており，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれる放射性物質量はゼロと評価される。
このため，表添 2-9-1 及び表添 2-9-2 に示すとおり，外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での内部被ばく及び外部被ばくはゼロとなる。

表添 2-9-1 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（吸入摂取による内部被ばく）
評価位置
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

0

0

0

7日

表添 2-9-2 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（外部被ばく）評価位置
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

積算日数

7日

61-10-2-60

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

0

0

0

添付資料 10空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所では，空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化開始の遅れ時間は最長でも 2 分以内となるよう設計している。
空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化開始が遅延した場合，空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化が開始されるまでの間，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には可搬型陽
圧化空調機により外気が取り込まれる。また，可搬型陽圧化空調機のフィルタには放射性物
質が取り込まれ線源となる。ここでは，空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することによる被ばくへの影響を評価した。
評価の結果，空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合，7 日間の積算被
ばく量は遅延しない場合と比べ約 23mSv 上昇すると評価された。このことから，遅延時間を
設計上の最長時間（2 分間）と想定した場合に，他の被ばく経路からの被ばく量（約 56mSv）と合算しても，対策要員の実効線量は 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

1. 影響を受ける被ばく経路
空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することにより影響を受ける被ばく
経路は以下のとおり。
-

室内に取り込まれた放射性物質による被ばく-

可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく

2. 各被ばく経路からの被ばく量(1)室内に取り込まれた放射性物質による被ばく
室内に取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法及び評価結果を以下に示す。
a.放射性物質の濃度
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の濃度は，可搬型陽
圧化空調機及び空気ボンベ陽圧化装置の効果を考慮し以下の式で評価した。

61-10-2-61

m (t) =M (t)V【可搬型陽圧化空調機で陽圧化する場合】
dM (t)GE= −λ ∙ M (t) − ∙ M (t) + 1 −∙ G ∙ S (t)dt
V100
S (t) = χ/Q ∙ Q (t)【空気ボンベ陽圧化装置で陽圧化する場合】
dM (t)
G= −λ ∙ M (t) − ∙ M (t)
dt
V
mk(t)

：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]

Mk(t)：時刻 t における核種 k の室内の放射能量[Bq]V：空調バウンダリ内容積[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]

G2：空気ボンベ陽圧化装置の空気供給量[m3/h]

Ek：可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率[%]Sk(t)：時刻 t における核種 k の外気の放射能濃度[Bq/m3]

χ/Q：相対濃度[s/m3]

Qk(t)：時刻 t における核種 k の放出率[Bq/s]

大気中への放出率[Bq/s]は表添 2-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
2-1-4 の値を用いた。

b.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評
価体系を図添 2-10-1 に示す。なお，線源領域は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の空間部とし，室内の放射能濃度は一様とした。

61-10-2-62

R ：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[m]R
室内濃度：一様

図添 2-10-1 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モデル図

c.評価コード
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばく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：放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量[Sv]R：呼吸率(1.2)※1[m3/s]

Hk∞：核種 k の呼吸時の実効線量への換算係数※2[Sv/Bq]

Ck(t) ：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]
T：評価期間[s]※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】H =6.2 × 10∙ Eγ ∙ 1 − e μ61-10-2-63∙ Cγ (t)dtH：ガンマ線による外部被ばくの実効線量 [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：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[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]d.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添 2-10-1 に示す。

表添 2-10-1 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（空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合）
評価位置

被ばく経路

積算日数

内部被ばく

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 9.5×100

約 2.6×100

約 1.2×101

外部被ばく

7日

約 8.8×100

約 2.4×100

約 1.1×101

合計

7日

約 1.8×101

約 5.0×100

約 2.3×101

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）

61-10-2-64

(2)可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法を以下に示す。
a.積算線源強度
フィルタ内の積算線源強度[photons]は，核種毎の積算崩壊数[Bq・s]に核種毎エネ
ルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。積算線源強度の評価
結果を表添 2-10-3 及び表添 2-10-4 に示す。
なお，空気ボンベ陽圧化装置による陽圧化開始が 2 分間遅れた場合の積算崩壊数
は，陽圧化開始が 10 時間遅れた場合の積算崩壊数に 600 分の 2（= 2 分/(10×60 分)
を乗ずることにより求めた。

S =

Q ∙s

Sγ

：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]

Qk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質の積算線源強度は以下の式により評価した。なお，本評価においては，希ガス以外に対するフィル
タの除去効率を保守的に 100%とした。

Q =Qk(χ/Q) ∙ q (t) ∙G∙ (1 − exp(−λ ∙ (T − t))) dt
λ：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]
qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
G：換気空調系による取込の体積風量[m3/s]

λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]61-10-2-65

核種の大気中への放出率[Bq/s]は表添 2-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は
表添 2-1-4 の値を用いた。
核種毎エネルギー毎の放出率[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。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。

61-10-2-66

b.評価体系
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価に当たり，想定した評価体系を図添 2-10-2 に示す。線源（フィルタ）と評価点の距離は

遮蔽厚さはコンクリートでと仮定した。なお，可搬型陽

圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の最近接距離は以上であること，及び可搬型陽圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内

緊急時対策所（対策本部）の間には 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁（コンクリートで）に加え，遮蔽効果が見込めるその他の内壁（コンクリー

ト）が存在することから，本評価体系は保守的な結果を与える。

図添 2-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタからのガンマ線による被ばくの評価モデル
c.評価コード
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。
d.評価結果
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果を表添 2-10-2 に示す。表添 2-10-2 より，遅延時間が 2 分間の場
合の実効線量は無視できる程度に小さいことが分かる。
表添 2-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

遅延時間

5 号炉原子炉建屋内

実効線量[mSv]

積算
日数

6 号炉

7 号炉

合計

10 時間

7日

約 4.3×100

約 1.2×100

約 5.5×100

2 分間

7日

約 1.4×10-2

約 3.9×10-3

約 1.8×10-2

緊急時対策所（対策本部）

61-10-2-67

表添 2-10-3 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 10 時間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101
61-10-2-68

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 6.1×1016
約 1.6×1016
約 6.1×1016
約 1.6×1016
17
約 8.6×10
約 2.4×1017
約 1.9×1017
約 5.2×1016
16
約 9.5×10
約 2.6×1016
約 6.4×1016
約 1.7×1016
16
約 1.2×10
約 3.3×1015
約 6.1×1016
約 1.7×1016
16
約 5.5×10
約 1.5×1016
約 4.1×1017
約 1.1×1017
17
約 8.3×10
約 2.2×1017
約 1.3×1018
約 3.5×1017
約 6.4×1017
約 1.8×1017
17
約 8.4×10
約 2.3×1017
約 2.8×1016
約 7.7×1015
18
約 1.2×10
約 3.4×1017
約 1.4×1018
約 3.8×1017
17
約 6.1×10
約 1.7×1017
約 1.2×1018
約 3.3×1017
17
約 2.8×10
約 7.7×1016
約 8.6×1015
約 2.3×1015
17
約 1.4×10
約 3.7×1016
約 1.0×1016
約 2.8×1015
16
約 2.2×10
約 5.9×1015
約 2.2×1016
約 6.0×1015
14
約 4.8×10
約 1.3×1014
約 4.0×109
約 1.1×1099
約 4.0×10
約 1.1×109
約 8.2×103
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1033
約 8.2×10
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1032
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 2.9×10
約 7.9×101
約 1.5×102
約 4.0×1010
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

表添 2-10-4 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 2 分間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101
61-10-2-69

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 2.0×1014
約 5.5×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
15
約 2.9×10
約 7.8×1014
約 6.4×1014
約 1.7×1014
14
約 3.2×10
約 8.7×1013
約 2.1×1014
約 5.8×1013
13
約 4.1×10
約 1.1×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
14
約 1.8×10
約 5.0×1013
約 1.4×1015
約 3.7×1014
15
約 2.8×10
約 7.5×1014
約 4.3×1015
約 1.2×1015
約 2.1×1015
約 5.8×1014
15
約 2.8×10
約 7.7×1014
約 9.4×1013
約 2.6×1013
15
約 4.1×10
約 1.1×1015
約 4.7×1015
約 1.3×1015
15
約 2.0×10
約 5.6×1014
約 4.1×1015
約 1.1×1015
14
約 9.4×10
約 2.6×1014
約 2.9×1013
約 7.8×1012
14
約 4.6×10
約 1.2×1014
約 3.4×1013
約 9.3×1012
13
約 7.3×10
約 2.0×1013
約 7.3×1013
約 2.0×1013
12
約 1.6×10
約 4.4×1011
約 1.3×107
約 3.6×1067
約 1.3×10
約 3.6×106
約 2.7×101
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×100
1
約 2.7×10
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×1000
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1
0
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1-1
約 9.7×10
約 2.6×10-1
約 4.9×10-1
約 1.3×10-10
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

添付資料 11

可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

可搬型陽圧化空調機は，放射性微粒子の捕集が可能な高性能粒子フィルタ及び無機よう
素と有機よう素の捕集が可能なチャコール・フィルタを有している。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，可搬型陽圧化空調機の各フィルタの除去効率を，設計値を基に 99.9%としている。以下に，温度及び湿度条件並びにフィルタの保持容量の観点から，被ばく評価におけるフィルタ除去
効率の設定の妥当性について示す。
1．温度及び湿度条件について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，6 号及び 7 号炉の原子炉建屋から離れた建屋内（5 号炉原子炉建屋内）に設置されているため，温度や湿度が通常時に比べて大きく変わることはなく，フィルタの性能が低下するような環境にはならない。したがって，温度及び湿度条件の観点において，高性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。
2．保持容量について
各フィルタの保持容量と事故期間中でのフィルタの捕集量を比較し，フィルタの保持
容量が捕集量に対し十分大きいことから，被ばく評価におけるフィルタ除去効率の設定が妥当であることを示す。
(1) フィルタの捕集量の評価方法
フィルタの捕集量は，安定核種を考慮した炉心内蔵量及び審査ガイドに定められる核種毎の大気中への放出割合並びに大気拡散の効果，可搬型陽圧化空調機の風量から算出した。なお，各フィルタが捕集可能な物質は全てフィルタ内に捕集されるものとした。また，評価に当たっては，放射性雲が通過する期間（事故発生 24 時間後から 34 時
間後までの 10 時間）において，可搬型陽圧化空調機が 600m3/h の風量で運転している
ものと仮定した。
図添 2-11-1 及び図添 2-11-2 に，フィルタの捕集量評価過程について示す。
(2) 評価結果
表添 2-11-1 に，各フィルタの保持容量及び捕集量を示す。各フィルタの保持容量
は，捕集量に対し十分大きい。したがって，フィルタの保持容量の観点において，高61-10-2-70

性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。

表添 2-11-1 可搬型陽圧化空調機の各フィルタの捕集量及び保持容量
フィルタ種類

高性能粒子フィルタ

チャコール・フィルタ

捕集量

約 1g

約 6mg

保持容量

約 400g/台

約 50g/台61-10-2-71

微粒子として放出される物質の炉心内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気の微粒子の濃度(フィルタを経由した微粒子が全量捕集)
高性能粒子フィルタ捕集量※1 炉心内蔵量は表添 2-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 2-1-4 の値を使用
図添 2-11-1 高性能粒子フィルタの捕集量評価の過程

よう素の炉心内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気のよう素の濃度(フィルタを経由した無機よう素及び有機よう素が全量捕集)
チャコール・フィルタ捕集量※1 炉心内蔵量は表添 2-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 2-1-4 の値を使用
図添 2-11-2 チャコール・フィルタの捕集量評価の過程

61-10-2-72

表添 2-11-2 炉心内蔵量（安定核種を含む）
核種グループ

核種類

CsI

I類

TeO2，Te2

Te 類

SrO

Ba 類

MoO2

Ru 類

CsOH

Cs 類

BaO

Ba 類

La2O3

La 類

CeO2

Ce 類

Sb

Te 類

UO2

Ce 類

61-10-2-73

炉心内蔵量[kg]添付資料 12実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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７６条（緊急時対策所）
１

第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
①

想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子

1e) →
①

力発電所事故と同等とすること。
②

審査ガイドの趣旨に基づき評価

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出を仮定している。放射性物質の放出割合は 4.4(1)の通り。

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要②

対策要員はマスクの着用なしとして評価している。

③

交替要員体制：評価期間中の交替は考慮しない。

員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

安定よう素剤の服用：考慮しない。
仮設設備：可搬型陽圧化空調機又は空気ボンベ陽圧化装置による 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化を考慮している。また，実施のための体制を整備している。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない④

対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している。

こと。

61-10-2-74

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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 →審査ガイド通り

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①

最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づ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

いて評価している。

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。

②③

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。

える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。
（１）被ばく経路

4.1(1) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばくは，図 2 の①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～③の被ばく経路に対して評価している。評価期間中の対策要員の交替は考慮しな被ばく経路を、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

いため，④⑤の経路は評価しない。

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。

61-10-2-75

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5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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→審査ガイド通り室／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

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二・原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）での外部被ばく線量を評価している。

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

・原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からの直接ガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）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→審査ガイド通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（クラウドシャイン）・大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばく（クラウドシャイン）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ている。

二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）
についても評価している。

61-10-2-76

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5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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→審査ガイド通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・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質は，5 号炉

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。

原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に沈着せずに浮遊しているものと仮定し一て評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた
放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。

④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1）④→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

61-10-2-77

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5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシ
ャイン）二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

三

放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

61-10-2-78

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況（２）評価の手順

4.1(2) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を図 3 に示す。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の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。
ただし，評価期間中の対策要員の交替は考慮しない。

a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用

4.1(2)a. →審査ガイド通り

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

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価は，放射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性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同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等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

大気中への放射性物質放出量を計算している。

また、放射性物質の原子炉格納容器内への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。

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建
屋内の放射性物質存在量分布を設定している。

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

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. →審査ガイド通り
・被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いている。評価においては，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 月の 1 年間における気象データを使用している。

c． 原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

4.1(2)c. →審査ガイド通り
・直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，原子炉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. →審査ガイド通り

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。

・上記 c の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく線量を計算している。
・上記 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着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

・上記 a 及び b の結果を用いて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に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

外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及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。

び吸入摂取による内部被ばく）を計算している。

e． 上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認する。

4.1(2)e. →審査ガイド通り
・上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準（対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと）を満足することを確認している。

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４．２

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

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. →審査ガイド通り

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定する。

・可搬型陽圧化空調機はフィルタを有しており，フィルタを介した外気を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へ送気する。可搬型陽圧化空調機のフィルタ効

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。

率は，設計上期待できる値（よう素については性状を考慮）として，よう素及び放射性微粒子については 99.9%として評価している。

b． 空気流入率

4.2(l)b. →審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。 ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は空気ボ新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制

ンベ陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。
）

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況（２）大気拡散a． 放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →審査ガイド通り

・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度・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において観測した 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（参 3）

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・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・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。

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被ばく評価の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

・放出点が地上であるため建屋高さの 2.5 倍に満たない。

二

放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n につ・放出点（地上）の位置は図 4 の領域 An の中にある。

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（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））は，巻き込みを生じる建屋

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（原子炉建屋）の風下側にある。

ないものとして大気拡散評価を行うものとする（参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから、・建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示されたように，建屋の後流側の広がりの影
響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。

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。

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被ばく評価の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. →審査ガイド通り

・巻き込みを生じる代表建屋
1)

原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込み・建屋の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

・6 号炉原子炉建屋及び 7 号炉原子炉建屋を代表建屋としている。

補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、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

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，事故時において，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評価している。なお，5 号

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

炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は空気ボンベ
陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i)

事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流
入61-10-2-84

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被ばく評価の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・評価期間中に可搬型陽圧化空調機によるフィルタを経由した外気取り入れを実施す

場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制る。可搬型陽圧化空調機の吸気口は 5 号炉原子炉建屋内に存在することから，5 号

御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

炉原子炉建屋の屋上面を代表面として選定している。

ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の・空気ボンベ陽圧化装置により 5 号炉原子炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を陽圧化している期間は，外気の流入は防止される。

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。

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被ばく評価の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／

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建緊急時制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので、評上）としている。

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

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建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。

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上）としている。

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

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し、対応す

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地る風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。

上）としており，その間の水平直線距離に基づき拡散パラメータを算出している。

またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。

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被ばく評価の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

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評価点に達する複数の方位を対象としている。

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。

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被ばく評価の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 に示された方法により，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。

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被ばく評価の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・原子炉建屋の最小投影面績を用いている。

あるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3)

風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。

・原子炉建屋の地表面から上面の投影面積を用いている。

方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

c． 相対濃度及び相対線量4.2(2)c. →審査ガイドの趣旨に基づいて評価

・相対濃度は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

・相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間
を基に，長時間放出の場合の評価方法に従って評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算
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％相当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。

d． 地表面への沈着

4.2(2)d. →審査ガイド通り

放射性物質の地表面への沈着評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

・地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着速度を設定し，地表面沈着濃度を評価している。

e． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →審査ガイドの主旨に基づいて評価

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つ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

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備
によって室内に取り入れること（外気取入）

二ルタを介した外気を取り入れるものとしている。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機によりフィ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は空気ボンベ陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

・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。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では放射性物質は一様に混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の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・外気取入による放射性物質の取り込みは，可搬型陽圧化空調機の運転流量，フィルタの除去効率に従って計算している。

って計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質の空気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は空気ボンベ陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入を防止される。

策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価
a． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)a. →審査ガイド通り／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中
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・クラウドシャインによる外部被ばく線量については，空気中濃度から評価された相対線量及び遮蔽効果等を考慮し計算している。

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
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・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁及び天井によるガンマ線の遮蔽効果を考慮している。

放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-2-91

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

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. →審査ガイド通り

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・グランドシャインによる外部被ばく線量については，地表面沈着濃度及び遮蔽効果を考慮し計算している。

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

・建屋によるガンマ線の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。
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. →審査ガイド通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・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における内部被ばく線量については，

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、

室内の放射性物質の濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を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。

積算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では，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。

・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。

・マスクを着用しないものとして評価している。

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。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

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4.2(3)d. →審査ガイド通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・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質からの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

ガンマ線による外部被ばく線量については，室内の放射性物質濃度等を考慮し計算

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

している。

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、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・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）では室内に取り込まれた放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

定する。
e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラ4.2(3)e. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

ウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.2(3)f. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない（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で計算する。

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

g． 放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g. →評価期問中の対策要員の交替は考慮しない

・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積
分濃度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。
h． 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →審査ガイド通り

・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設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・6 号炉及び 7 号炉からの寄与を被ばく経路毎に個別に評価を実施し，その結果を合算している。

く経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した、より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場
合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。

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４．４

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況

緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1) →審査ガイド通り

a． 大気中への放出割合
・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容

炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定している。なお，

する

（参 5）

。

核種の崩壊及び娘核種の生成を考慮している。

希ガス類：97%
ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、無機ヨウ素：4.85%、有機ヨウ素：0.15%）（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）
Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%（２）非常用電源

4.4(2）

緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電源からの給電を考慮する。

→審査ガイド通り・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時間が事故発生 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧している。

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況（３）沈着・除去等

4.4(3) →審査ガイド通り

a． 緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備

・放射性物質の放出開始までに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の可搬

緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備は、上記(2)の非常用型陽圧化空調機の電源供給は復旧している。

電源によって作動すると仮定する。
（４）大気拡散a． 放出開始時刻及び放出継続時間

4.4(4)a. →審査ガイドの趣旨に基づき設定

・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24
時間後と仮定する・放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定している。

（参 5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した 1 号炉の放出開始時刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時

・放射性物質の大気中への放出継続時間は 10 時間としている。

間と仮定する（参 5）（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続時間を参考に
設定）。
b． 放出源高さ
放出源高さは、地上放出を仮定する

4.4(4)b. →審査ガイド通り（参 5）。放出エネルギーは、保守的な結・放出源高さは，地上放出を仮定している。

果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の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緊急時制御室又は緊急時対

4.4(5)a. →審査ガイド通り

策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行・福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉うことができる。

格納容器内への放出割合を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定して➢いる。

NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被（参 6）
覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR BWR
希ガス類：100%100%

ヨウ素類： 66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果（参 7）から想定して、原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。

・原子炉格納容器から原子炉建屋への低減率は 0.3 倍と仮定している。また，希ガス
は大気中への放出分を考慮している。

また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況➢

電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損
モードのうち、格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。

・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイド通り。

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、 ・審査ガイド通り。
事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイド通り。

線による外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。
b． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.4(5)b. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。
・積算線源強度、原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線
及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 2 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，経路④，⑤の評価は実施しない。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 3 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，入退域での評価は実施しない。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 4 →審査ガイド通り

図 5 →審査ガイド通り

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に係る居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 6 →審査ガイド通り

図 7 →審査ガイド通り

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 8 →審査ガイド通り

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被ばく評価の審査ガイドへの適合状況
図 9 →審査ガイド通り

図 10 →審査ガイド通り

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