資料番号：C-3-17 改3

東海第二発電所
新規制基準への適合性に係る主な変更点について

平成３０年１月17日
日本原子力発電株式会社

説明項目
これまでの審査会合での説明内容から基本設計を変更，追加又は明確化する事項について，基準適合性を説明する。また，隣接事業所敷地関連の合意文書に係る隣接事業所との協議の状況を報告する。
Ｎｏ．

説 明 内 容

区分

関連条文

頁

明確化

9条

P2〜

明確化

技術的能力1.0

P8〜

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について明確化

61条、62条P12〜

２．３ 東海発電所との共用設備の明確化について

明確化

12条

P18〜

追加

37条、48条

P21〜

４．１ 隣接事業所敷地の管理等の対応状況について

（報告）

―

P22〜

４．２ 敷地境界及び周辺監視区域ついて明確化

実用炉規則第2,3条

P23〜

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について

追加

6条

P24〜

４．４ 落雷の考慮に関する設計基準雷撃電流値の変更について

変更

6条

P26〜

４．５ 安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について

明確化

24条

P27〜

４．６ ＳＡ設備設置に伴う廃棄物処理設備の一部撤去について

明確化

27条

P28〜

４．７ 電線路の物理的分離に関する設計方針の追加について

変更

33条

P31〜

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について

変更

59条、61条

P32〜

施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について
東海発電所の事故の同時発生による東海第二災害対策本部体制への影響に
２．１
ついて
１．

３．

格納容器ベント実施時（炉心損傷前）における敷地境界の線量評価の追加について1

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（１／６）
１．内容 （防護方針の明確化）【変更前】 （審査会合2017年8月）（1）使用済燃料プール（ＳＦＰ）からのスロッシング水は，原子炉棟６階には滞留させず，下階に導き最下層（地下２階）のみに滞留（2）施設定期検査期間中に考慮するスロッシング対応は，仮設等を考慮した現実的な運用で対応【変更後】 （2）の防護方針について明確化
通常運転時 ：
変更なし
施設定期検査時 ：ＳＦＰ，ドライヤセパレータプール（ＤＳＰ），原子炉ウェル満水時のスロッシングを考慮し，原子炉棟６階での溢水は，６階面より流下させず，ＳＦＰ等へ導き戻す運用とする【施設定期検査期間中の具体的な溢水防護対応（原子炉棟６階）】◆溢水量に対応する高さの止水板を開口部に設置『溢水の下階への流下防止措置』◆床ドレンファンネルを閉止『溢水の下階への流下防止措置』◆プール等外周部の異物落下防止堰（高さ約10㎝のコンクリート製）に一部切り欠きを設置『溢水は全てプール等に戻す対策』【対応期間】 原子炉ウェル及びDSPの水張期間

2１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（２／６）
２．理由
施設定期検査期間中は，通常運転時と異なり，ＳＦＰに加え原子炉ウェルやDSPも水張され，スロッシングによる溢水量が増加する。同時に開口部が大幅に拡大するため，原子炉ウェル及びDSPも含めた最大溢水量を考慮したうえで，スロッシングによる溢水を原子炉建屋６階面に滞留させることなく，原子炉建屋下階ではなく，元の場所（原子炉ウェルやDSP等）に導く運用とし，６階面で溢水の速やかな排除と汚染拡大防止を図る。
通常運転時のプラントの特徴

・プラントは運転中・スロッシング源は，SFPのみ
・スロッシング源の開口面積：約116ｍ2（滞留床面積※ （約760ｍ2）の約15％）・余震等を考慮した場合に，悪影響を及ぼすことから上層階に滞留させない

施設定期検査時・溢水量の増加（スロッシング）
・通常時に比べて，開口面積が3.5倍になるため，スロッシング水は元のプール等に速やかに戻るのプラントの特徴
・プラントは冷温停止状態
・スロッシング源は，SFPの他にDSPや原子炉ウェル
スロッシングによる溢水量の増加
・スロッシング源の開口面積：約400ｍ2（通常時の約3.5倍）（滞留床面積※ （約760ｍ2）の約53％）・余震等を考慮した場合に，悪影響を及ぼすことから上層階に滞留させない

通常運転時
・最終滞留区画へ（建屋最下層）溢水に対する
基本的な考え方（原子炉棟６階）
原子炉棟６階の溢水は床面に滞留させない

施設定期検査時
・汚染拡大防止・スロッシング量の増加
対応（滞留先の変更⇒プールへ）

・SFPからのスロッシング水は，６階床面に滞留させず，速やかに下階に移送
・SFP等（DSPや原子炉ウェル）からのス
ロッシング水は，階下へ流下させず，元の場所（ＳＦＰ等）へ導くように運用を変更（一部設備改造）（スロッシング水を下階に流下させない措置
及びスロッシング水がプール等へ戻るための切り欠き設置）※ SFP, DSP,原子炉ウェルの開口部を含まない溢水高さを評価するための床面積3

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（３／６）
３．具体的対策
3.1 スロッシングによる溢水量の評価結果
スロッシング評価結果

基準地震動のうち各最大値がSs-13

スロッシングによる溢水水位※
高さ0.4m堰により防護（補機冷却水系の想定
破損時の評価）
高さ0.4m堰＋0.3m止水板
により防護

簡易評価は詳細評価の約２倍

3.2 スロッシング対策（SFPのスロッシング値は，３次元流体解析による詳細
評価なのに対し，DSP，原子炉ウェルの簡易評価値
は，水量算出に保守性を含む）※水位の評価（0.11及び0.67m）は，滞留面積の算出に保守性を含む。
また，簡易評価で求めたDSP，原子炉ウェルの溢水量及び評価水位（
0.67m）については，詳細解析結果と比較し保守的であるため，後段規制にて詳細解析結果を確認し，更に裕度を確保する。

4

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（４／６）
3.3 スロッシング対策（詳細）◆原子炉ウェル及びDSPのスロッシングによる溢水のおそれ ・止水板及び床ドレンファンネル閉止は強度，耐震性，がある期間は，以下の運用を実施
止水性を有する設計とする①溢水拡大防止堰（高さ0.4m）の上に0.3mの止水板を設置 ・止水板取り付け及び床ドレンファンネルの閉止は，寸機器ハッチを開放する場合は，開口部に止水板を設置
法管理にて止水機能を維持できることを，モックアップ②西側床ドレンファンネルの閉止試験にて確認する③プール外周部の堰に切欠きを設置
・各取付（機能確認を含む）の運用については，保安規定に基づき管理する①溢水拡大防止堰への止水板設置概要図②床ドレンファンネルの閉止例③プール外周部堰の切欠き概要図

・SFP及びDSP外周部には異物混入防止を目的とした堰（高さ約0.1m）が設置されているが，溢水がプール側に流入するよう，堰の一部を切欠く対策を実施する（SFP，DSPに各２箇所設置）
・切欠き部については，スロッシングによる仮置物品等の流入を防止するため二重構造とし，入口部には異物混入防止の網を設置する・切欠き部の閉塞を想定した排水作業について，保安規定に基づく運用として，対応手順等を社内規定に定める

5

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（５／６）
3.4 各段階で担保すべき事項
溢水拡大防止堰

SFP等外周部の堰への切り欠き（通常運転時は評価上期待せず）

止水板の設置（溢水拡大防止堰上及び点検用ハッチ開口部）

床ファンネルの閉止措置

想定時期

通常運転時

施設定期検査中（DSP，原子炉ウェル水張期間及び点検用ハッチ開放期間）

ｽﾛｯｼﾝｸﾞ

使用済燃料プール

使用済燃料プール＋ドライヤセパレータプール＋原子炉ウェル

基本設計 ◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（設置変更（滞留させない）
許可）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（滞留させない）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（下階に流下させない）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（下階に流下させない）

・評価に用いたスロッシング
水量（通常運転時）及び堰高さの妥当性・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及びプールに戻る流下の妥
当性，閉塞可能性と対応
方針

・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及び止水板高さの妥当性・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及び閉止措置の妥当性−−

詳細設計 ◆スロッシング量の詳細値及 ◆スロッシング量の詳細値及び詳細評価での水位び詳細評価での水位（工事計画◆溢水拡大防止堰の構造健 ◆切り欠きの部の構造健全認可）
全性（構造強度，耐震）及び 性（構造強度，耐震）及び流
下評価
止水機能

備考

運用管理 ◆保守管理（ひび割れ，損傷 ◆保守管理（施設定期検査前 ◆施設定期検査期間におけ ◆施設定期検査期間におけ 止水板及び閉に閉塞等のないこと及び閉（保安規定 等のないことの定期的な確る６階床ファンネルの閉止運 止プラグにつる６階開口部への止水板の塞時の対策，資機材の確保 取り付け運用（水張前に確認等）等）
用（水張前に確認）
いては，取外し，を確認）
認）取付けを実施◆具体的な閉塞対策は以下 ◆止水板を取り付けた際の構 ◆床ファンネルを閉止した際 するため，運用
可搬型排水ポンプ２台（予備１台含む）， 造健全性及び止水機能がの構造健全性及び止水機 を保安規定にホース等の必要資機材を準備，対応体能が確保されていること確保されていることて管理制の確立（要員，連絡体制，訓練）
仮置き状態にある原子炉格納容器上（外観点検及び取り付けた（外観点検及び取り付けた蓋や大型工具類については，スロッシ
際の面間（パッキン締め付
際の面間（パッキン締め付
ング水により流されないように固縛を実け量）等が規定範囲内にあけ量）等が規定範囲内にあ施。小型工具類については，工具箱内に保管し，工具箱を固縛ることの確認）ることの確認）6

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（６／６）
４．基準適合性
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

第９条(溢水による損傷の防止)(溢水による損傷の防止等)第九条 安全施設は、発電用原子炉施設 ３ 第１項に規定する「安全機能を損なわないもの」とは、発電用原子内における溢水が発生した場合においても、 炉施設内部で発生が想定される溢水に対し、原子炉を高温停止でき、安全機能を損なわないものでなければなら 引き続き低温停止、及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できること、また、停止状態にある場合は、引き続きその状態を維持できることない。
をいう。さらに、使用済燃料貯蔵槽においては、プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持できることをいう。

◆施設定期検査期間中の具体的な溢水防護対応（原子炉棟６階）『溢水の下階への流下防止措置』① 溢水量に対応する高さの止水板を開口部に設置② 床ドレンファンネルを閉止『溢水は全てプール等に戻す対策』③ プール等外周部の異物落下防止堰（高さ約10㎝のコンクリート製）に一部切り欠きを設置① 原子炉棟６階範囲の運用の変更であり，これ以外の溢水評価に影響はない② 床ドレンファンネルの閉止運用を行うが，漏えい検知器を設置しており検知機能は確保する③ プール等への滞留先の変更であるが，他エリアへの影響はないことから，これ以外の溢水
評価に影響はない
7

２．１ 東海発電所の事故の同時発生による東海第二災害対策本部体制への影響について
1．内 容
東海第二の重大事故等時には，災害対策本部（110名）を確立する。隣接する東海発電所では，全ての核燃料が搬出済みであり重大事故等は発生しないため，これまでの審査会合では，東海第二への影響がないことは説明したが，東海第二の重大事故時に，東海発電所で原災法及び関連法令に定める特定事象が同時発生した場
合には，東海第二及び東海発電所で同時に災害対策本部を確立することについて説明していなかった。
このため，災害対策要員の観点から，東海第二及び東海発電所に災害対策本部を確立した場合における，東海第二の重大事故等対応が東海発電所の事故対応から受ける影響について整理した。

事業者が通報すべき発電所の状況（ＥＡＬのうち東海発電所に該当するもの）※想定する事故（廃止措置計画認可申請書）

敷地境界付近の放射線量の上昇（5μSv/h）

廃止措置工事中に発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタの破損による，敷地境界付近の放射線量の上昇の可能性（評価上，最大約８ Sv）

火災爆発等による管理区域外での放射線の放出
事業所外運搬での放射線量の上昇

事故対応

東海発電所
災害対策本部を確立

事業所外運搬に使用する輸送容器
からの漏えい※ 原子力災害対策特別措置法に基づく

図1 原子力災害対策特別措置法における廃止措置中の東海発電所で想定される特定事象とその対応

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２．１ 東海発電所の事故の同時発生による東海第二災害対策本部体制への影響について
東海第二の重大事故等時に東海発電所で事故が同時発生した場合に，各発電所の災害対策要員が重大事故（及び事故）の状況に応じて迅速に対応できるように，以下の考え方に基づいて，発電所毎に別組織，または兼務とした。
表１ 東海第二と東海発電所の災害対策要員を別組織とする要員

区分※1

別組織とする要員

Ａ

特定の施設に係る課題等，専門的な現場作業または検討を行う要員

Ｂ

・重大事故等の現場対応に係わる作業を行う要員
・上記要員に具体的な指示を行うとともに報告を受ける要員
表2 東海第二と東海発電所の災害対策要員を兼務する要員

区分※1

兼務する要員Ⅰ両発電所の状況を総合的に把握し対応の優先度を含めて指示を行う要員

Ⅱ

両発電所の状況の対外的な発信等，両発電所の状況を対外的に求められる作業を行う要員

Ⅲ警備，救護，資機材の調達及び緊急時対策所の立ち上げ（換気系の切替え，専用電源の起動等）等の両発電所に係る共通的な作業を行う要員

Ⅳ

火災発生時に初期消火活動に係る要員（発電所別の対応より敷地全体を網羅的に対応する）※1 組織図（後段の図参照）に各区分を記載

9

２．１ 東海発電所の事故の同時発生による東海第二災害対策本部体制への影響について

これらの考え方を踏まえて，東海第二及び東海発電所の災害対策本部体制を確保することにより，
東海第二及び東海発電所の災害対策本部を同時に確立した場合にも，東海第二の重大事故等の収束に係る作業を迅速かつ効率的に行うことができる。故に，東海第二の重大事故対応は東海発電所の事故対応に影響を受けない。

表3 東海第二と東海発電所の災害対策本部の要員数

専従要員

兼務要員

東海第二（合計110名）

66名

44名※2

東海（合計57名）

24名

33名※2

※1 東二災害対策要員の自衛消防隊（11名）は，東海第二に加えて東海発電所における初期消火対応も行う
ため兼務とするが，東海発電所原子力防災業務計画では，東海発電所の災害対策要員に自衛消防隊を含まないため，東海第二と東海発電所の災害対策本部の兼務要員の数が異なる。

10

東二及び東海発電所の災害対策要員の構成（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）

11

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について〔緊急時対策所〕
１．内容
東二の重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時に発生した場合において，緊急時対策所の同一スペースを共用することから，
東海専従要員を収容した場合の緊急時対策所の設計の妥当性について明確にする。

２．基準適合性について○第六十一条（緊急時対策所）第２項への適合性について
東二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，東二の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要員の合計６４名（プルーム通過中，最大）を収容でき，東海発電所専従要員３名を加えた合計６７名（詳細は別図参照）を十分収容できる設計としている。

【プルーム通過中：６７名】

・緊急時対策所内スペースに裕度あり
・東海第二発電所の重大事故等時における指揮命令に悪影響を及ぼさないよう要員はビブス等により識別。

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２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【別図】

東海発電所の事故が同時に発生した場合の緊急時対策所プルーム通過時の要員

13

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について○第四十三条（重大事故等対処設備）第２項二号への適合性について
共用する重大事故等対処設備
緊急時対策所遮蔽
緊急時対策所
非常用換気設備

常設代替電源設備

緊急時対策所・非常用送風機
・非常用フィルタ装置

安全性の向上同一スぺースを共用すること
により，東二及び東海発電所の状況を総合的に把握し，対応の優先度を含めて指示を行うことが可能

共用による悪影響
・設計条件に収容要員数は考慮不要
・設計条件は東海発電所及び東二同時発
災を考慮した体制を収容する緊急時対策所建屋の容積に対して，建屋を正圧化するための容量を設定しており悪影響無し

緊急時対策所用差圧計

・差圧計の設計条件に収容要員数は考慮
不要

緊急時対策所用
・発電機
・発電機燃料油貯蔵タンク
・発電機給油ポンプ・発電機等の容量は，東海発電所及び東二同時発災を考慮した体制を収容する
緊急時対策所建屋の負荷に対して，十分な裕度を有しており悪影響無し○第四十三条（重大事故等対処設備）第３項一号への適合性について
容量共用する重大事故等対処設備
緊急時対策所
非常用換気設備

緊急時対策所加圧設備

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

・加圧設備の容量は，東海発電所及び東二同時発災を考慮した体制
６７名を上回る１００名を対象とした容量としている。
・設計条件に収容要員数は考慮不要

３．東海発電所の事故対応を行う場合に用いる飲料水，食料及び放射線防護具類
緊急時対策所の建屋外に東海発電所専用に確保し，必要に応じ緊急時対策所に持ち込むため，東二の重大事故等への対応には悪影響を及ぼさない。

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２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について〔通信連絡設備〕
１．内容
東二の重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時に発生した場合においては，通信連絡設備の一部として無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）を共用することから，これらの通信連絡設備の共用について明確にする。
２．基準適合性について○第四十三条（重大事故等対処設備）第２項二号への適合性について
共用する重大事故等対処設備
衛星電話設備統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備

・固定型

・テレビ会議システム
・ＩＰ電話
・ＩＰ−ＦＡＸ

使用者／用途

安全性の向上共用による悪影響

広報班（兼務）及び庶務班（兼務）等／
所内外通信

以下の用途に使用する通信連絡設備は、両発電所の状況を連絡するにあたり、端末を変更することなく継続して使用することにより迅速な通信連絡が可能・兼務要員間・兼務要員と発電所外関係
箇所間

東海発電所の事故対応においては、兼務要員のみが共用する通信連絡設備を用いることから、東二の重大事故等の対応に確保している容量への悪影響はない

広報班（兼務）及び庶務班（兼務）等／
所外通信○第四十三条（重大事故等対処設備）第３項一号への適合性について
共用する重大事故等対処設備

使用者／用途

無線連絡設備・携帯型

自衛消防隊（兼務）／所内通信

衛星電話設備・携帯型

自衛消防隊（兼務）等／所内外通信容量使用する通信連絡設備は東海第二の重大事故等の対応に必要な容量を確保している。なお、東海発電所の専従要員は別に確保する通信連絡設備を使用することから容量の考慮不要

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２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【参考】【参考】【別図１】東海発電所の事故が同時に発生した場合の緊急時対策所 事故発生からプルーム通過後までの要員の動き【別図１】東海発電所の事故が同時に発生した場合の緊急時対策所 事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

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２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【参考】【東二専用】【発電所外】【東海専用】
現場対応班員
送受話器（ページング）等

各班の現場ＳＡ対応要員
衛星電話設備（携帯型）
隊員
隊員間は無線連絡設備（携帯型）
を使用

自衛消防隊隊長

衛星電話設備（携帯型）

所外関係個所国，地方公共団体，本店

要員間は無線連絡設備（携帯型）
を使用

広報／庶務（総務）班長
庶務班（防災）班長
班長

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（固定型）
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

班長

送受話器
（ページング）等

衛星電話設備（固定型）
緊急時対策所内では口頭伝達【凡例】：東海発電所専従要員：東海第二発電所専従要員：兼務要員：共用する通信連絡設備
別図２ 通信連絡設備の用途概要

17２．３ 東海発電所との共用設備の明確化について（１／２）
１．変更内容安全施設の共用（12条7項）に関して，東海発電所と共用している設備を明確化した。
東海発電所と共用している設備として以下を明記した。
＜共用している安全施設(重要安全施設を除く｡）＞① 固体廃棄物処理系設備の一部② 所内ボイラ設備，所内蒸気系の設備③ 給水処理系設備の一部④ 緊急時対策所⑤ 通信連絡設備の一部⑥ 放射線監視設備⑦ 消火設備の一部
これらの安全施設については，いずれも必要な容量を有した設計とするなど，共用により原子炉施設の安全性に影響を与えることがないものであることを確認している。
なお，共用または相互接続している重要安全施設はない。

18

２．３ 東海発電所との共用設備の明確化について（２／２）
共用している安全施設
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋

安全機能の
重要度

共用により安全性を損なわないことの説明

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

所内ボイラ設備及び所内蒸気系

給水処理系のうち，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンク
緊急時対策所

通信連絡設備のうち無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システ
ム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備

ＭＳ−３

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち出入管理室

消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポン
プ，原水タンク

東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

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（参考）放射線管理施設の共用による事故対応への影響について
東海第二発電所及び東海発電所と共用している放射線管理施設を下表に示す。表のとおり，全て設計基準対象施設または設計基準事故対処設備であり，東海第二の可搬型モニタリング・ポスト等の重大事故等対処設備は共用しない。
一部の設備は東海第二において重大事故等が発生した場合に自主対策設備として使用するが東海発電所の事故対応と重畳した場合であっても測定対象は同一であり東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。
共用している
設備

ＤＢ／ＳＡ
（設置許可
基準規則
対応条文）

出入管理室
ＤＢ
（30条）
気象観測設備ＤＢ(31条)

周辺監視区域
境界固定モニタ（モニタリン
グ・ポスト）
環境試料の分析装置及び放射能測定装置

ＤＢ
(31条)

ＤＢ
(31条)

放射能観測車ＤＢ(31条)

東海第二の重大事故等が発生した場合の対応

東海発電所での事故対応が重畳した場合の東海第二の重大事故等対応への影響

通常時の出入管理に使用する設備であり事故対応にその機能を期待するものではない。
東海第二発電所の重大事故等対応には使用しない。
重大事故等が発生した場合は中央制御室及び緊急時対策所のチェンジングエリアにて出入管理を行う。
機能が健全であれば自主対策設備として使用する。
機能が喪失した場合は重大事故等対処設備である
可搬型気象観測設備を使用する。（設置許可基準規則第６０条対応）

測定する対象は東海第二発電所及び東海発電所の共通の
敷地内の風向風速等であり東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。
上記と同様可搬型重大事故等対処設備を使用する場合においても東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。

機能が健全であれば自主対策設備として使用する。
機能が喪失した場合は重大事故等対処設備である
可搬型モニタリング・ポストを使用する。（設置許可基準規則第６０条対応）

測定する対象は東海第二発電所及び東海発電所の共通の周辺監視区域境界の放射線量であり東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。
上記と同様可搬型重大事故等対処設備を使用する場合においても東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。

機能が健全であれば自主対策設備として使用する。
機能が喪失した場合は重大事故等対処設備である可搬型放射能測定装置を使用する。（設置許可基準
規則第６０条対応）

測定する対象は東海第二発電所及び東海発電所の共通の敷地内の放射性物質の濃度であり東海第二の重大事故等
対応へ影響を及ぼさない。
上記と同様可搬型重大事故等対処設備を使用する場合においても東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。

機能が健全であれば自主対策設備として使用する。
機能が喪失した場合は重大事故等対処設備である可搬型放射能測定装置を使用する。（設置許可基準
規則第６０条対応）

測定する対象は東海第二発電所及び東海発電所の共通の敷地内の放射性物質の濃度であり東海第二の重大事故等
対応へ影響を及ぼさない。
上記と同様可搬型重大事故等対処設備を使用する場合においても東海第二の重大事故等対応へ影響を及ぼさない。

20

３．格納容器ベント実施時（炉心損傷前）における敷地境界の線量評価の追加について
1．変更内容格納容器ベント実施時（炉心損傷前）における線量評価においては，周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを確認するため，設計基準事故と同様の線量評価点で評価を行っている。
一方，有効性評価ガイド ※１では「敷地境界で実効線量を評価する」としているため，敷地境界における線量評価を追加する。
※１ 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド

2．基準適合性について
線量評価結果を下表に示す。その結果，最大線量となる方位においては，評価距離に大きな違いがないため，線量結果に影響はなく，有効性評価ガイドに基づく周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクに対する判断基準である5ｍＳｖを満足してい
る。
事故事象

ＬＯＣＡ時
注水機能喪失

評価地点

最大線量
となる方位

実効線量※２（mSv）

非居住区域境界W（530m）

約6.2×10−１

敷地境界
（追加）

W
（500m）

約6.2×10−１※２ 格納容器ベント実施時の線量評価には，格納容器逃がし装置及び耐圧強化ベント系によるベントの線量評価があるが，厳しい線量となる耐圧強化ベント系によるベントの場合の線量評価結果
を記載。

21

４．１ 隣接事業所敷地の管理等の対応状況について○新規制基準適合性に係る隣接事業所の敷地に関する当社の対応については，相手先と敷地管理等の合意内容に係る文書の取り交わしを行うことで進めている。
○以下の①〜④については，相手先のコメントを反映して合意文書案の記載振りを調整中である。
番号

種

別

内

容

①

隣接事業所
敷地の管理

森林火災による防潮堤の熱影響防護等のための植生の管理

②

隣接事業所
敷地の管理

竜巻による飛来物発生防止のための車両等の配置規制の措置③

隣接事業所
敷地の情報入手

津波による漂流物評価のための工事・作業に伴う仮設物等の情報入手

④

隣接事業所
敷地内の運用

重大事故等発生時の災害対策要員の参集ルートの確保（通行・障害物除去）

対応状況

合意文書案を調整
中○⑤については，両者で覚書＊を交わす手続きを実施中である。
また，許可取得後に，土地の権利を得るための契約を交わす予定。
＊施設等の設置のために隣接事業所敷地を利用すること及び設置変更許可申請書に東海第二発電所の敷地として記載すること。

番号
⑤

種

別

隣接事業所の敷地の利用

内

容

可搬型重大事故等対処設備の保管場所，緊急時対策所建屋等の各施設等の設置・利用

対応状況
土地利用に関する覚書を締結中22

４．２ 敷地境界及び周辺監視区域について
１．既許可からの変更内容
敷地面積について，可搬型設備保
管場所，緊急時対策所建屋，防潮堤，
防火帯の設置及びアクセスルート設定に伴う利用のため，東海第二発電所の敷地として隣接事業所より権利を取得する土地（約11万ｍ２ ）及び現社有地（約38万ｍ２）を追加し，敷地面積を約26万ｍ２から約75万ｍ２に変更する。
周辺監視区域のうち，敷地東側の海岸沿いについて，フェンスが波の影響を受けない位置に変更。また，敷地南西側の隣接事業所境界について，敷地境界と合わせる位置に変更。
２．基準適合性について
設置許可基準規則の各逐条への適合性については、右図に示す敷地境
界、周辺監視区域を前提としており、これまでの基準適合の説明内容に変更はない。
（線量評価の追加は３.参照）

23

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について（１／２）
１．変更内容東海第二発電所南方の隣接事業所敷地内植生管理エリア※１に，フェンス等の設置により物品の配置を防止する措置を追加する。
※１：森林火災による防潮堤への熱影響防護のため近傍の植生管理を行う。
２．変更理由当該植生管理エリアは，傾斜地であり物品配置には適さない地形※２であるが，隣接事業所敷地内
では物品管理（固縛，固定若しくは避難）が不要であることをより確実に担保するため。
※２：次頁参照
N：飛来物の衝突を許容できる，
使用済燃料乾式貯蔵建屋の外壁

防潮堤

このエリアからの飛来物は，使用済燃料乾式貯蔵建屋の面以外に到達しないので，飛来物管理は不要。

：物品配置を防止する措置の実施エリア（植生管理エリアと同一）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側壁面への森林

飛来物到達の可能性があるエリア（）
を含むエリア全体をフェンス等で囲い，物品の配置を防止する。

24

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について（２／２）
前ページ※：
植生管理エリアへの物品配置について
・植生管理エリアは傾斜地であり，そのうち，特に車両等の配置を避ける必要があるエリア（前ページ図の部）については，「駐車場設計・施工指針」に定める勾配制限（12%以下が望ましい）を超える様な急勾配となっており，駐車場等の用途に適した場所ではない。
・また，植生伐採後の地面には整地等を行わず，物品配置を考慮した設計とはしない。

○フェンス等の設置イメージ
植生管理エリア全域をフェンス等で囲うことで，同エリア内への物品の侵入を不可能とする。

使用済燃料
乾式貯蔵建屋当社敷地
植生管理エリア
防潮堤

侵入防止壁（フェンス等）

隣接事業所
敷地

25

４．４ 落雷の考慮に関する設計基準雷撃電流値の変更について
１．変更内容落雷の考慮に関して設計基準の設定要素として「観測記録による極値」を追加すると共に、最新の観測データ傾向を踏まえ、2017年11月までの観測データを拡充した結果、設計基準雷撃電流値を220kAから400kAに変更する。
２．基準適合性について
設計基準雷撃電流値の変更後においても、評価対象施設が安全機能を損なうことがないことを確認した。
要求事項

基準適合性

（外部からの衝撃による損傷の防止）
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。次項においても同じ。）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。

安全施設は，電気技術指針ＪＥＡＧ4608「原子力発電所の耐雷指針」を参照し，設計基準電流値（400kA）の落雷が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。
（赤字：変更事項）【変更前（赤字：変更箇所） 】【変更後（赤字：変更箇所）】（１） 基本方針
以下の値のうち最大値を設定（１） 基本方針
以下の値のうち最大値を設定

発変電所の耐雷設計ガイド

100kA

発変電所の耐雷設計ガイド

100kA

消防庁通知

150kA

消防庁通知

150kA

観測記録による年超過確率評価（年超過頻度10-4／年値）

220kA（ 98年8月から 13年3月までの観測データ）

観測記録による年超過確率評価（年超過頻度10-4／年値）

400kA（ 98年8月から 17年11月までの観測データ）

観測記録による極値

131kA（ 98年8月から 17年11月までの観測データ）

設計基準雷撃電流値は220kAを設定（２） 評価結果
建屋内機器に対する雷サージ特性の実証試験データから算出する雷サージ電圧（220kA換算値）により、評価対象施設が安全機能を損なうことがないことを確認
評価対象施設（代表記載）
電源回路・
制御回路

原子炉
建屋内

（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ
耐電圧（V）

評価結果（（ａ）＜（ｂ））

440

4,000

影響なし

設計基準雷撃電流値は400kAを設定（２） 評価結果
建屋内機器に対する雷サージ特性の実証試験データから算出する雷サージ電圧（400kA換算値）により、評価対象施設が安全機能を損なうことがないことを確認
評価対象施設（代表記載）
電源回路・
制御回路

原子炉
建屋内

（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ
耐電圧（V）

評価結果（（ａ）＜（ｂ））

800

4,000

影響なし

・年超過頻度10−４／年値が220kA⇒400kAに増加した要因は、落雷頻度の増加によるもの。雷活動は年単位ではバラつきがある。そのため、設計基準雷撃電流値として設定する年超過頻度10−４／年値は、IEC61662で定める手法で用いる落雷頻度を2倍（多いほど安全側評価となる）とし、保守性を確保している。

26

４．５ 安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について
１．変更内容東二安全保護回路は論理回路等をアナログ機器中心に構成しているが一部デジタル演算処理を行う機器があることから，不正アクセスによる電子計算機（デジタル演算処理部）への被害防止のための設計方針を明確化することとした。
２．基準適合性要求

方針（追加）

・盤の施錠等によりハード（安全保護回路）
ウェアを直接接続させな
第二十四条 発電用原子炉施設には、次に掲い。
げるところにより、安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条におい ・安全保護回路の信号は一方向（送信機能のみ）通て同じ。）を設けなければならない。
信に制限し、外部ネット
ワークへは防護装置（片六 不正アクセス行為その他の電子計算機
方向のみの通信を許可すに使用目的に沿うべき動作をさせず、又る装置）を介して伝送すは使用目的に反する動作をさせる行為にる。
よる被害を防止することができるものと・固有のプログラム言語のすること。
使用による一般的なコン
ピュータウイルスが動作【解釈】しない環境とする。
６ 第６号に規定する「不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき ・設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証と動作をさせず、又は使用目的に反する動妥当性の確認がなされた作をさせる行為による被害を防止すること」とは、ハードウェアの物理的分離、
ソフトウェアを使用する。
機能的分離に加え、システムの導入段階、・発電所での出入管理による物理的アクセスの制限
更新段階又は試験段階でコンピュータウ
により不正な変更等によイルスが混入することを防止する等、承る承認されていない動作
認されていない動作や変更を防ぐ設計のや変更を防止する。
ことをいう。

デジタル演算処理部

安全保護系構成概略図

27

４．６ 重大事故等対処施設の設置に伴う放射性廃棄物処理施設の一部撤去について（１／３）
1.変更内容放射性廃棄物の処理施設の内，休止状態となっている助材型ろ過装置，固化装置（セメント固化式）を撤去し，処理を明確化する。
2.変更理由格納容器圧力逃がし装置，電源盤等のSA設備を設置するため。

助材型ろ過装置（床ドレン処理系）

ガス消火用ハロンボンベ

助材型ろ過装置（機器ドレン処理系）

緊急用１２５Ｖ系蓄電池，
緊急用直流125Ｖ主母線盤，可搬型代替低圧電源車接続盤

赤：助材型ろ過装置
青：固化装置（セメント固化式）
緑：撤去後に新設する重大事故等対処施設

アウトドラムミキサー
スラッジコンベヤ

ドラム充填エリア
ドラムコンベヤ28

４．６ ＳＡ設備設置に伴う廃棄物処理設備の一部撤去について（２／３）
3.1 基準適合性について
残存する非助材型ろ過装置及び再生廃液処理系は十分な処理能力があり，液体状の放射性廃棄物の漏えいの防止に係る設計を変更しないことから，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第二十七条（放射性廃棄物の処理施設）の基準への適合性に影響を及ぼさない。
撤去後

機器ドレン処理系については，助材型ろ過装置（赤枠内）と非助材型ろ過装置（青枠内）のいずれかによる処理が可能である。

機器ドレン処理系については，非助材型ろ過装置（青枠内）
による処理が可能である。

助材型ろ過装置（赤枠内）と再生廃液処理系（青破線枠内）のいずれかによる処理が可能である。

床ドレン処理系については，再生廃液処理系（青破線枠内）
による処理が可能である。

系統図

現在

機器
ドレン
床ドレン

廃棄物

処理方法の切り替えと処理能力について
助材型ろ過装置で廃液の浄化に用いたろ過助材の廃棄物量が多く，抑制する必要があるため，この設備による処理を休止し，昭和６１年度に，発生した機器ド
レン廃液及び床ドレン廃液を処理する能力を有するろ過助材を用いない非助材型ろ過装置及び再生廃液処理系に切り替えた。

29

４．６ ＳＡ設備設置に伴う廃棄物処理設備の一部撤去について（３／３）
3.2 基準適合性について
減容固化装置以降及び雑固体廃棄物焼却設備は十分な処理能力があり，固体状の放射性廃棄物の処理の過程における放射性物
質の散逸防止に係る設計を変更しないことから，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」
第二十七条（放射性廃棄物の処理施設）の基準への適合性に影響を及ぼさない。
また，使用済粉末樹脂貯蔵タンク及びクラッドスラリ貯蔵能力は変更しない。
現在

撤去後

系統図
濃縮
廃液
使用済
粉末
樹脂・
クラッド
スラリ

廃棄物

使用済
粒状樹
脂・
廃ス
ラッジ
（＊２）

固化装置（セメント固化式）（赤枠内）と減容固化設備（＊1）以降（青枠内）のいずれかによる処理が可能である。

減容固化設備（＊１）以降（青枠内）による処理が可能である。

貯蔵するか，固化装置（セメント固化式）（赤枠内）による処理が可能である。

貯蔵する。

貯蔵するか，固化装置（セメント固化式）（赤枠内）による処理をするか，雑固体廃棄物焼却設備（青破線枠内）による処理が可能である。

貯蔵するか，雑固体廃棄物焼却設備（青破線枠内）による処理が可能である。

＊１ 減容固化設備 ： 濃縮廃液を，乾燥装置により水分を除去し乾燥させた後，造粒装置によって粒状に圧縮成形し，減容固化体（ペレット）に処理するための設備＊２ 廃スラッジ ： 廃液スラッジ及び床ドレンスラッジ

処理方法の切り替えと処理能力について
固化装置（セメント固化式）により濃縮廃液を処理し約５０００本のセメント固化体を製作したが，ドラム缶あたりの充填量が少なく，ドラム缶の保管本数が大きく増加することから，この設備による処理を休止し，昭和６１年度に濃縮廃液の処理を減容固化設備に切り替えた。これまで，廃スラッジ及び使用済粒状樹脂の固化装置（セメント固化式）による処理実績はないが，平成１７年度に，発生したこれらの放射性廃棄物を処理する能力を有する雑固体廃棄物焼却設備に切り替えた。

30

４．７ 電線路の物理的分離に関する設計方針の追加について
１．変更内容電線路の物理的分離（33条 第5項）に関する設計方針に，「仮に1つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない水平距離を確保する」を追加する。
２．基準適合性について
要求事項

基準適合性

・275kV送電線と154kV送電線を同一の送電鉄塔に架線しない
電線路の物理的分離 ・鉄塔基礎の安定性の確保，強風発生時及び着氷雪の事故防止対策実施
・絶縁距離及び水平距離の確保【 赤字：追加事項 】
・電線路の近接箇所である275kV東海原子力線No2鉄塔−154kV原子力1号線 No5 鉄塔間について， 154kV原子力1号線 No5鉄塔を275kV東海原子力線 No2鉄塔の倒壊範囲外へ移設，電線路間の水平距離を確保し，電線路を物理的に分離する。
・鉄塔の移設場所は2018年3月末頃までに決定する予定。

第１図 外部電源送電線ルート

第２図 発電所敷地周辺の鉄塔配置

31

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
１．変更内容被ばく評価に用いるコンクリート密度について，乾燥状態のコンクリート密度に変更する。また，評価において遮蔽として期待する壁を変更する。
（１）被ばく評価におけるコンクリート密度の変更の経緯①従来の設置許可申請書、工事計画認可申請書では，一次遮蔽（原子炉格納容器外壁），二次遮蔽（原子炉建屋原子炉棟外壁），原子炉建屋付属棟外壁は一体構造のコンクリート構築物であり，同一の密度として遮へい計算を実施。新規制基準に係る設置許可申請書でも同様の考え方を踏襲。
②新規制基準に係る工事計画認可申請書準備の際に以下を確認。
・当初の工事計画認可申請書の遮蔽要目表には，一次遮蔽，二次遮蔽の寸法のみを記載。
・最新の遮蔽要目表には，コンクリート密度の記載が必要であるため，当時の工事記録（19７７年4月）等を確認していたところ，密度の記録があるのが一次遮蔽のみであることを確認（一次遮蔽の密度は2.23g/cm3 ：使用前検査で確認されている乾燥状態の密度）。
③1985年の建築工事標準仕様書・同解説(原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事，日本建築学会)（
以下，JASS 5Nという。）において，遮蔽コンクリートの密度試験方法や調合比から密度を求める方法が示され，これ以降の工認要目表にはJASS 5N に基づく値（乾燥状態の密度）が記載されている。
④使用前検査を実施していない遮蔽について，③の調合比から密度を求める方法で密度を設定する方針とし，密度を評価すると，一次遮蔽以外の遮蔽として期待しているコンクリートの密度は以下のとおりとなる。
対 象

密度

一次遮蔽以外2.00（g/cm3）根 拠
建設当時の調合記録からJASS5Nに基づき算出した乾燥状態の密度（標準偏差はJASS 5N（第4版）の最大値，含水量は０kg／m３とした保守的な値）⑤原子炉設置変更許可申請書について，上記のコンクリート密度を用い，被ばく評価を実施する。なお，コンクリ
ート密度の変更に伴い，遮蔽として期待する壁についても変更する。

32

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について（２）各遮蔽壁毎のコンクリート密度の変更の内容
設置許可申請書の被ばく評価において期待している遮蔽について，以下の様にコンクリート密度を変更する。
コンクリート密度（g／cm3 ）
遮蔽壁名称
既許可

H291108補正時点

変更後

2.23
2.15（天井）

2.23
2.15（天井）2.00

中央制御室壁

※１

2.23

2.00

第二弁操作室壁※１2.23
2.10（新設）

2.00

原子炉建屋付属棟外壁

2.23

2.23

期待しない※２

タービン建屋外壁※１

2.23

期待しない※３

原子炉建屋原子炉棟外壁（二次遮蔽）※１：既許可の「原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価」において，これらの構造物は遮蔽の対象としていない。
※２：被ばく評価においては、線源と人体間に存在するすべての建物を遮蔽として考慮することで現実的には効果は得られるが，遮蔽として設計している一次遮蔽，二次遮蔽と人体を取り囲む遮蔽壁（中央制御室壁，第二弁操作室壁等）の基本設計の確認のため，これらの壁に限定して評価を実施することとした。
※３：タービン建屋は耐震Ｂクラスであり事故時にその遮蔽性能に期待できない場合があるため。

33

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
２．基準適合性
線量評価結果は，下表のとおり全て基準値以下であり，基準適合性に影響はない。
従来（既許可）（mSv）

H291108補正時点
（mSv）

変更後
（mSv）

基準値
（mSv）

約2.7×10−４

約2.7×10−４

約3.2×10−４

5

−

約58

約60

100

−

約37

約35（注１）100

原子炉冷却材喪失事故時

−

約1.8

約2.9

100

主蒸気管破断事故時

−

約1.6

約1.7

100

−

約1.0×10−２

約1.1×10−２

5

被ばく評価項目
原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価（添付書類十）炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評
価（第59条）
重大事故時の緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価（第61条）
設計基準事故時の中央制御室の居住性に係る被ばく評価（第26条）

静的機器の単一故障時の原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価
静的機器の単一故障時の中央制御室の居住性に係る被ばく評価（第12条）

原子炉冷却材喪失事故時

−

約2.1

約3.1

100

主蒸気管破断事故時

−

約2.7

約2.8

100

格納容器圧力逃がし装置（ＦＣＶＳ）手動第二弁操作時の被ばく評価（第50条）

Ｓ／Ｃからのベント操作時−

約25

約28（注２）100

Ｄ／Ｗからのベント操作時−

約40

約42（注２）100

水源補給準備・補給作業時−

約60

約62（注２）100

燃料給油準備・給油作業時−

約22

約23（注２）100

重大事故時の屋外作業の被ばく評価（第56、57条）

注１：耐震強度計算結果により壁厚を100 150cmに変更したため線量低下
注２：簡易計算値（密度変更によるコンクリート減衰率補正）（詳細計算はH30年２月末まで実施中）

34

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
３．既許可の妥当性確認について
既許可の「原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価」について，２．の変更後の評価では，保守的に原子炉建屋原子炉棟
外壁についてはコンクリート密度2.00 g／cm3，原子炉建屋付属棟の遮蔽効果は期待しないものとして評価を実施した。
その結果，既許可では約2.7×10−４mSvであった評価値が約3.2×10−４ mSvと5mSvの基準は十分満足するものの，若干の増加が認められた。
ここでは，従来の評価が妥当であったことを確認するため，現実的な評価条件を設定し，評価を実施し，既許可の妥当性を確認する。
（１）既許可で期待して評価を行っている原子炉建屋原子炉棟外壁については，特別点検（特別点検結果報告書 平成29年11月）における実測値でコンクリート密度は2.23g／cm3 以上あることが確認されているため2.23g／cm3 を用い，原子炉建屋付属棟外壁については実測値がないため，１．（１）④で述べたJASS 5Nに基づき算出した2.00g／cm3 を用いて評価を実施する。

コンクリート密度（g／cm3 ）影響評価の密度の設定

遮蔽壁名称

原子炉建屋原子炉棟外壁（二次遮蔽）

原子炉建屋付属棟外壁

既許可

妥当性確認

2.23
2.15（天井）

2.23
2.15（天井）

特別点検での実測値が2.23g／cm3以上あるため2.23g／cm3を使用（天井は保守的に従来値とした）

2.23

2.00

JASS5Nに基づき算出した密度を採用（２）評価結果は下表のとおりであり，従来の結果は変わらず，既許可は妥当であると考えられる。
既許可

妥当性確認

約2.7×10−４ｍSv

約2.7×10−４ｍSv

35

【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（１／９）◆ スロッシングによる溢水量の評価方法
原子炉棟の原子炉ウェル及びDSPを評価対象とし，速度ポテンシャル理論による簡易評価により溢水量を算定する

矩形の場合

円筒形の場合36

【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（２／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ６階（変更有）37【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（３／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ５階（変更なし）
38【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（４／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ４階（変更なし）
39【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（５／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ３階（変更なし）
40【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（６／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ２階（変更なし）
41【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（７／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 １階（変更なし）
42【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（８／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 地下１階（変更なし）
43【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の明確化について（９／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 地下２階（変更なし）
44