本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発 電所

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号から公開で きませ ん 。

提出年月日

工事 計画審査資 料
補足-260改1

平成 30 年○月○日

工事計画に係る補足説明資料
補足-260【放射線管理施設】

平成 30 年 10月
日本原子力発電株式会社

補足-260-3【中央制御室の居住性に関する説明書に係る補足説
明資料】

目次
1.

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

2.

事象選定の考え方について

3.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における原子炉格納容器漏えい率について

4.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における再循環運転の考慮について

5.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（主蒸気管破断）における燃料棒からの追加放出量について

6.

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

7.

線量評価に用いる大気拡散の評価について

8.

空気流入率測定試験結果について

9.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について

10. 内規との適合性について
11. 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件
12.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における大気中への放出放射能量の推移について

13.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器漏
えい率について14.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内での除去効果について

15. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について
16. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるサプレッション・
プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）について
17. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について
18.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるよう素の化学形態の設定について

19.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるＮＵＲＥＧ-1465
を用いた評価とＭＡＡＰ解析での評価の比較について20.

炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評価について

21. 中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタ保持容量及び吸着容量について
22. 中央制御室換気系フィルタ内放射性物質からの被ばくについて
23. 全面マスクによる防護係数について
24. 運転員の勤務体系について
25. グランドシャイン評価モデルについて
26. エアロゾルの乾性沈着速度について1

27. 地表面への沈着速度の設定について
28. 有機よう素の乾性沈着速度について
29. 実効放出継続時間の設定について
30. 待避時間の設定根拠について
31. 遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱いと影響評価
32. 中央制御室に保管する飲食料等について
33. 重大事故等時の一次遮蔽の熱除去の評価について
34. 審査ガイドへの適合状況

2

1.

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表
中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，以下の第 1-1 表〜第 1-12 表に示す。
第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1-7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1-9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1-10 表 中央制御室換気設備条件
第 1-11 表 運転員交替考慮条件
第 1-12 表 線量換算係数及び呼吸率の条件

1-1

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力考慮した値を設定
で十分長時間運転していたとする。

原子炉運転時間2,000 日5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

1-2

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素： 50％
分裂生成物量

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に示されたとおり設定出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

よう素の形態無機（元素状）よう素：90％ 同上
有機よう素：10％

原子炉格納容器 50％が沈着等への無機（元素状）よう素の
沈着効果

同上

同上

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。
4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機ように示されたとおり設定
素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

原子炉格納容器 0.5％／day
からの漏えい率

格納容器内の圧力に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原応した漏えい率に余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容を見込んで設定
器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動
系等の起動時間

ＬＯＣＡ信号により 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィ時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余
通常運転中も原子炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を 維持しているため事故 後瞬時に起動すると設定

非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：
系等の容量
4.8 回／day
非常用ガス処理系：
1 回／day

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定に示されたとおり設定
められた値とする。

1-3

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機
よう素が溶解する割合

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系
環系等のフィル （再循環）：80％
タ除去効率
非常用ガス処理系（外部放出）：90％

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へらの漏えい率導かれたサプレッション・
チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略する。

ECCS からの漏えいによる放出量は，格納容器内
気相部からの漏えい による放出量に比べて 十分に小さく，有意な寄与はないため

4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。

1-4

放出経路

非常用ガス処理系排気筒放 被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に出に示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1-2 表
項

目

評価条件

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

評価事象

主蒸気管破断（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす
規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方のり設定
事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
い。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十を考慮した値を設定 分長時間運転していたとする。

1-5

原 子 炉 運 転 時 2,000 日間

5 サイクル運転を考 同上慮した最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

同上

冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性
ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／g
規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度
ン等の濃度
そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。
る。蒸気相中のハロゲン濃蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 と度は，液相の濃度の 1／50
する。
とする。

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
その他の放射性物質はその り設定
く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性組成を平衡組成として求め物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスはる。希ガスはよう素の 2 倍
よう素の 2 倍の放出量とする。
の放出量とする。

1-6

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加
放出割合

原子炉圧力の低下割合に比 同上例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出される。

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上
棒からの核分裂生成物の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出する。

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-7

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％
への移行割合無機よう素：90％
有機よう素は原子炉圧力容器内で分解により 1／10 程
度に減少するので，気相部
へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。

4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス
は，すべて瞬時に気相部に移行する。

主蒸気隔離弁
閉止前及び閉止後の大気中への放出想定4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉
冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

主蒸気隔離弁閉止前：放出 同上された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む
蒸気雲になるとする。
主蒸気隔離弁閉止後：放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

主 蒸 気 管 か ら 120％／日
被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとすの漏えい率（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉閉止しないものとして，設 り設定
止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見計値に余裕を見込んだ値と込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
し，漏えい率は一定とする。）
事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

1-8

第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）
原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換
算））

希ガス及びハロゲン等（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）
主蒸気管
破断
よう素
（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算））

1-9

約 2.8×1016

約 2.4×1014

隔離弁
閉止前

約 6.1×1013

隔離弁
閉止後

約 1.2×1014

隔離弁
閉止前

約 1.5×1012

隔離弁
閉止後

約 2.5×1012

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(1/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-10

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，れたとおり設定
放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向
ともに正規分布になると仮定した次のガウ
スプル−ムモデルを適用して計算する。

気象資料【原子炉冷却材喪失】
建屋影響を受けない大気拡散評価を行うため排気筒風（標高約 148m（地上高約 140m））の気
象データを使用【主蒸気管破断】
建屋影響を受ける大気拡散評
価を行うため保守的に地上風（標高約 18m(地上高約 10m)）の気象データを使用。

東海第二発電所における 1
年間の気象資料（2005 年 4 月〜2006 年 3月）【原子炉冷却材喪失】
5.1.1(1)c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，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拡散式に用いる。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
【主蒸気管破断】
5.1.1(1) c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，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拡散式に用いる。
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上れたとおり発電所において観 高さに渡る気象条件の影響を受けるため，測された１年間の気象資料を 地上高さに相当する比較的低風速の気象デ使用（補足説明資料 6 参照）ータ（地上 10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(2/6)

1-11

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間
よう素 ：24 時間【主蒸気管破断】
希ガス等：1 時間
よう素 ：20 時間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定。
ただし，24 時間を超えた場合は保守的に 24 時間とする。

解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化がある
ので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物
質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】
放出源高さ
排気筒：95m（有効高さ）【主蒸気管破断】
地上：0m【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定した風洞実験結果から保守的に最小の有効高さを設定。
【主蒸気管破断】
地上放出と想定して設定。

【原子炉冷却材喪失】
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建
屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。
【主蒸気管破断】
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された
放射性物質は大気中に地上放散する。

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(3/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-12

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相れたとおり設定。
対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

建屋の影響【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
地上放出を想定し，建屋の影響を受ける大気拡散評価を行う
ため，放出点から近距離の建屋（原子炉建屋）による巻き込みを考慮する。

【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。
【主蒸気管破断】考慮する。

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。

第 1-4 表
項

目

評価条件

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。
建屋【主蒸気管破断】
原子炉建屋

大気拡散条件(4/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
放出源から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋として，被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定

5.1.2(3)a)3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表 5.1 に示す建屋を選定する
ことは適切である。
表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする
代表建屋の選定例

1-13

第 1-4 表
項

目

評価条件

放 射 性 物 質 【中央制御室内】
濃 度 の 評 価 中央制御室中心点【入退域時】
建屋入口

大気拡散条件(5/6)

1-14

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【中央制御室内】
被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【入退域時】
被ばく評価手法（内規）に示された方法に基づき設定【中央制御室内】
5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(6/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-15

着目方位

【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位
入退域時：1 方位【主蒸気管破断】
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出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 5.4 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。

建屋投影
面積

3.0×103 m2

原子炉建屋の投影断面積

形状係数

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

第 1-5 表

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価対象

評価点

相対濃度
χ／Ｑ（s／m3）

相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

室内作業時

中央制御室
中心

1.2×10-6

4.9×10-20

入退域時

建屋入口

1.2×10-6

5.0×10-20

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】
相対濃度

相対線量
Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

評価対象

評価点

室内作業時

中央制御室
中心

8.3×10-4（希ガス）
4.9×10-4（よう素）2.9×10-18

入退域時

建屋入口

8.2×10-4（希ガス）
4.9×10-4（よう素）2.9×10−18

3

χ／Ｑ（s／m ）1-16

第 1-7 表項

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/3)

目

評価条件

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％
分裂生成物
原子炉建屋内線 格納容器から原子炉
線 源強度分布
建屋原子炉棟内に漏源
えいした核分裂生成
条物が均一に分布件

選定理由

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容されたとおり設定
器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。
同上

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設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線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設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する。

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間
とする。

1-17
事故の評価期間 30 日

被ばく評価手法（内規）での記載

第 1-7 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)
評価条件

選定理由

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮
デル状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算す
る。

1-18

計
算
モ
デ
ル
条 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
件 デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

第 1-7 表
項

目

許容差

1-19

計
算
コンクリート密モ
度
デル
条
件
直接線・スカイ
シャイン線評価
コード

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)
評価条件

選定理由

評価で考慮するコン
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（-5mm）を引いた値を適用

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・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)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・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)を基に算出した値を設定

2.00g／cm３

被ばく評価手法（内規）での記載−−

直接線評価：
許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)
評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び放出される核分 等されたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期
裂生成物の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。

1-20

タービン建屋内線
線源強度分布源条件

主蒸気隔離弁からタービン建屋内に放出した核分裂生成物の全量が均一に分布

事故の評価期間 30 日

同上

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からター
ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることなく，タービン建屋の自由空間容積に均一に分布す
るものとする。このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガ
ンマ線の線源とする。

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)
評価条件

計 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形
算 デル化状をモデル化
モ
デル
条 許容差
評価で考慮するコン件
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（-5mm）を引いた
値を適用
1-21

3
コンクリート密 2.00g／cm

度

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・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)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・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)を基に算出した値を設定−−

直接線・スカイ 直接線評価：
許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
コードスカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

第 1-9 表

代表エネルギ（MeV／dis）
0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

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（30 日積算）

エネルギ範囲（MeV／dis）
0.0 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

1.2×10
2.3×10１５
7.2×10１７
1.0×10１５
000
6.2×10２１
4.6×10１７
4.8×10１９
4.9×10２０
1.5×10２０
7.7×10１８
7.8×10１８
7.0×10１７
6.2×10１９
1.8×10２０
1.1×10２０
4.5×10１９
2.2×10１９
4.8×10１６
1.5×10１９
5.5×10１８
4.5×10１８
2.6×10１９
1.1×10１８
2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

1-22

主蒸気管破断9.0×10１４
8.0×10１３
3.6×10１５
7.7×10１６
000
5.6×10１８
6.3×10１６
1.3×10１８
1.1×10１８
2.0×10１８
4.6×10１６
1.2×10１６
5.4×10１５
3.1×10１７
2.4×10１７
2.5×10１７
9.5×10１６
9.3×10１６
4.8×10１４
1.8×10１６
3.0×10１６
2.8×10１６
1.2×10１７
8.9×10１５
3.7×10１４
8.2×10１３
3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-23

事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的
外気取り込み転（循環運転と外気 にインリークがないと想定
取入を交互に行う。） した場合の室内の二酸化炭
閉回路循環運転
素濃度を考慮し設定：27 時間外気取入循環運転：3 時間

7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb)中央制御室内に直接，流入すること

中央制御室換気 2.8×103m3
設備処理空間容積

設計値

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

外部γ線による 2.8×103m3
全身に対する線
量評価時の自由体積

同上

7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。

中央制御室換気 通常時：0m3／h
設備フィルタ流 事故時：5,100m3／h
量

同上

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

1-24

中央制御室非常 90％
用循環設備よう素フィルタによる除去効率

設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。
97％以上）

事故時運転モー 15 分
ドへの切替時間

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に作を開始するまでの値
要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

空気流入率

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について（0.47 回／h）を基に余裕を は，「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定
見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 8 参照）

1 回／h

第 1-11 表
項

目

評価条件

中央制御室滞在期間 196 時間

入退域回数

運転員交替考慮条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定

32 回
運転員の勤務体系として 5 直 2（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時間が最大となる運転班を想定し設定

7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

1-25

第 1-12 表
項

目

評価条件

線量換算係数及び呼吸率の条件
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

線量換算係数

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq
I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq
I-134：1.5×10-10 Sv／Bq
I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

呼吸率

1.2m3／h

1-26

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
T
に基づく）
H1
RH C 1 ( t )dt0

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：よう素(I-131)吸入摂取時の成人の実効線量への換算係数(Sv/Bq)
Cl(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(I-131 等価量) (Bq/m３)
T：計算期間(30 日間)

6.

気象資料の代表性について(1) はじめに本評価に当たっては，東海第二発電所敷地内で2005年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本補足資料では，2005年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。
(2) 設置変更許可申請において2005年度の気象データを用いた理由
本評価に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。
その際，添付書類六に記載している1981年度の気象データの代表性について，申請準備時
点の最新気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，平
常時線量評価用の風洞実験結果（原子炉熱出力向上の検討の一環で準備）＊が整備されている2005年度の気象データについて，申請時点での最新気象データにて代表性を確認した
上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした（別添1参照）。
注記 ＊：線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象デー
タのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に2005年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011年3月以前，東海第二発電所において，次のように2005年度の気象データ
を用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の5 ％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等，別添2参照），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，中立の大気安定度の気流条
件での風洞実験を新たに規定した「（社）日本原子力学会標準 発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業建屋等の当初の風洞実験（1982年）以降に増設された建屋も反映し，2005年度の気象データを用いて風洞実験（別添3参照）を実施した。
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。この評価においては，1981年度と2005年度の気象データ
から吹上げ高さを加えて評価した放出源高さの差異が，人の居住を考慮した線量評価点のうち線量が最大となる評価点に向かう風向を含む主要風向において僅かであったため，従来の風洞実験(1982年)の結果による有効高さを用いることにした（別添4参照）。

6-1

(3)

2005年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された1年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(a)(b)について確認する。
(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度(b) 異常年検定(4) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年
度）と最新の気象（2015年度）との比較を行った。その結果，2005年度気象での相対濃度＊は2.01×10-6 s/m3，2015年度気象では2.04×10-6 s/m3である。2005年度に対し2015
年度の相対濃度は約1 ％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲30 ％以内）であり，2005年度の気象データに特異性はない。
注記 ＊：排気筒放出における各方位の1時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97 ％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較(b) 異常年検定
ⅰ. 検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第6−1表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

6-2

第6−1表 検定に用いた観測記録
統計年＊1

検定年

観測地点＊2① 2001年4月〜2013年3月

・敷地内観測地点（申請時最新10年分の気象データ）

2005年度：（地上高10 m,81 m,140 m）
・敷地内観測地点

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

2006年3月＜参考＞（最新10年分の気象データ）

・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所

注記 ＊1：2006年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外＊2：敷地内観測地点地上81 mは東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
ⅱ. 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った（別添5参照）。
ⅲ. 検定結果（①〜⑯ 棄却検定表参照）
検定結果は第6−2表のとおりであり，最新の気象データ（2004年4月〜2016年3月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，有意な増加はない。
また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，2005年度の気象データは異常年とは判断されない。
第6−2表 検定結果
棄却数
敷地内観測地点
検定年

統計年＊1

参 考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10 m

81 m＊2

140 m

気象台

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005年度

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

6-3

(5) 異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度17項目，風速階級別出現頻度10項目についてそ
れぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005年度）を最新の気象データ（2004年4月〜2016年3月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高140 mの観測地点で27項目中4個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥ
ＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ及びＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するため，棄却された各風向の相対濃度について，2005年度と2015年度を第6−3表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ及びＥＳＥについては2005年度に対し2015年度は0.5〜0.9倍程度の相対濃度となり，2005年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては2005年度に対し2015年度は約1.1倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。
第6−3表 棄却された各風向の相対濃度の比較結果
風向相対濃度※（s/m3）

相対濃度＊（s/m3）（2005年度）：Ａ（2015年度）：Ｂ

1.456×10-6

1.258×10-6

0.864

-6

-6

ＥＮＥ

比（Ｂ/Ａ）

Ｅ

1.982×10

1.010×10

0.510

ＥＳＥ

1.810×10-6

1.062×10-6

0.587

ＳＳＷ

1.265×10-6

1.421×10-6

1.123

注記 ＊：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の1時間毎の気象デー
タを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97％に当たる相対濃度を算出(6) 結 論2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価
した結果は以下のとおり。
(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年度）と最新の気象（2015年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30 ％以内）の範囲に収まり，2005年度の気象データに特異性はない。
(b)

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

6-4

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

6-5

6-6

6-7

6-8

6-9

6-10

6-11

6-12

6-13

（参考）
「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説X.での記載

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

6-14

別添1
安全解析用気象データ及び風洞実験結果変更経緯について

新規制基準適合性審査変更申請

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

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

原 子 力 学会 風 洞 実 験
実施基準:2003 制定

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

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

添付書類六・2005 年度の気象データ
に変更

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

6-15

本文十号
添付書類十
(重大事故の評価も含む)
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果による相対濃度，相対線量を用いた評価に変更別添2
平常時の気体状よう素放出量について
平常時の気体状よう素放出量の主要な放出経路である換気系からの放射性よう素放出量は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づき，換気系の漏えい係
数に冷却材中の放射性よう素濃度を乗じて求めている。
一方，冷却材中の放射性よう素濃度は，次式により求めている。例えば，ここで主蒸気流量
ＦＳが増加した場合γが増加するため，放射性よう素濃度は減少する。

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

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

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

6-16

別添3
東海第二発電所風洞実験結果の概要について
風洞実験結果は，参考文献「東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書」（平成25年12月，三菱重工業株式会社）で公開している。風洞実験結果の概要を以下に示す。
なお，風洞実験は「（社）日本原子力学会標準 発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準」（2003年6月，社団法人 日本原子力学会）に基づき実施している。
その後，風洞実験実施基準:2003は改訂され風洞実験実施基準:2009が発刊されているが，実験の要求事項は変更されておらず，複雑地形の発電所で風洞実験で求めた有効高さを用いて大気拡散評価を行う際の留意点，野外拡散実験結果と野外拡散条件を模擬した風洞実験結果を用
いて平地用の基本拡散式（ガウスプルーム拡散式）で評価した結果の比較等の参考事項が追加されたもので，2005年に実施した風洞実験結果は風洞実験実施基準:2009も満足している。
1.

実験手順

(1) 大気安定度で中立（Ｃ〜Ｄ）注）に相当する条件になるように風洞実験装置(第1図参照)
内の気流（風速分布，乱流強度分布）を調整する（第2図参照）。
(2) 排気筒有効高さを決定するスケールを作成するため，風洞実験装置内に縮尺模型を入れないで高度を変えて模型排気筒からトレーサガス（ＣＨ４）を放出し，地表濃度を測定す
る平地実験を実施する（第3図参照）。
(3) 風洞実験装置内に縮尺模型（1／2000，風下10km）を入れ，所定の高度の模型排気筒からトレーサガスを放出し，地表濃度を測定する模型実験を行い平地実験結果と照合し，排気筒有効高さを求める（第4図参照）。これにより，建屋，地形の大気拡散に及ぼす影響を把握する。

注）風洞実験の気流条件を大気安定度で中立相当にする効果について
風洞実験装置内の気流は，風洞測定部入口付近に設置した表面粗度模型で調整している。
初期の風洞実験では，アングル鋼等を用いて気流の乱れを与えており，中立よりも安定側の気流状態になっていたが，風洞実験の知見が蓄積されるに従い専用の表面粗度模型（スパイ

6-17

ア）が製作，採用されるようになり，風洞実験実施基準を制定した時期には中立相当の気流状態に調整できるようになった。
このため，放出源高さが同じ事故時の排気筒有効高さを比較すると，1982年の風洞実験の80〜110 mに対し，今回は95〜115 mと高く評価されている。今回の風洞実験では中立の大気安定度（Ｃ〜Ｄ）を再現したため，建屋模型がない平地の気流の乱れが大きくなり，建屋模型の追加により生じる気流の乱れの影響が相対的に小さく，見掛け上の放出源高さの減少が小さくなったためと推定される。前回は，Ｄ〜Ｅの大気安定度に相当する気流の乱れであり，建屋模型の追加で生じる気流の乱れが大きく作用して，見掛け上の放出源高さの減少が大きくなったと考えられる。
一方，平常時の排気筒有効高さを比較すると，1982年の風洞実験の120〜180 mに対し，今回は150〜220 mと高く評価されている。これは，上記の気流の調整方法の違いによる影響に加え，気象データの変更及び吹出し速度の増加（14 m/sから16 m/sに増加）により模型実験
時の放出源高さが大きくなった影響によると推定される。
第5図及び第6図に1982年の平地実験の結果，模型実験結果の一例を示す。

6-18

2.

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

ΔH

3

W
D
U

ＨＳ

：排気筒実高（m）

Ｄ：排気筒出口の内径（m）

Ｗ：吹出し速度（m／s）

1/Ｕ：風速逆数の平均（s／m）

第1表

放出源高さ

6-19

3.

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

第2表

排気筒有効高さ

6-20

注）野外の相当高さで400mまでは風速分布，乱れ分布を再現する。

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

6-21

注)プロットがないカー
ブは，実験結果から内挿して求めている。

第3図 平地実験結果

6-22

ｚ

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

第4図 排気筒有効高さの求め方（風向：Ｓ，平常時の例）

6-23

１０００

１００

１０

１

第5図 1982年風洞実験の平地実験結果

6-24

非居住区域境界

評価距離以遠で最小と評価される放出源高さを排気筒
有効高さとする⇒160m

注） ○は参考評価
第6図 1982年風洞実験の模型実験結果の一例（風向：Ｓ，平常時の例）

6-25

別添4
東海発電所の排気筒有効高さについて
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。ここでは，排気筒有効高さは1982年に実施した風洞実験結果を使用している。
風洞実験実施基準：2003の解説「2.原子炉増設の際の実験の必要性について」＊1では，建屋配置から増設建屋の影響が大きいと考えられる，既設・増設建屋の並びに直角な風向と，既設排気筒と増設建屋を結ぶ風向で風洞実験を行い，有効高さの変動が10 ％以内であれば従来の風洞実験結果を継続使用できるとしている。これを参考に，平常時の線量評価にあたり人の居住を考慮した希ガスによる線量評価点のうち線量が最大となる評価点（ＳＷ方向）に向かう風の風向を含む主要風向において，風洞実験で用いる放出源高さを1981年度と2005年度気象デー
タから求め比較した結果＋5〜−3 ％と変動が10 ％以内であった。放出源高さと有効高さはほぼ比例である＊2ため有効高さの変動も10 ％以内に収まると推定されることから，1982年に実施した風洞実験結果を用いることにした。これに対し，東海第二発電所は＋6〜＋14 ％と10 ％を超えていた（下表参照）。
東海発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)
吹上げ高さ
(m)

2005年度データ

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)
3.79

N

S

45

126

51

132

5

NNE

SSW

30

111

35

116

5

6.60

NE

SW

26

107

25

106

-1

17.88

ENE

WSW

40

121

36

117

-3

8.95

E

W

51

132

48

129

-2

4.32

ESE

WNW

66

147

60

141

-4

2.77

SE

NW

49

130

56

137

5

2.75

SSE

NNW

34

115

47

128

11

4.16

S

N

35

116

40

121

4

4.88

SSW

NNE

36

117

52

133

13

2.43

排気筒直径(m)2.7←

吹出し速度(m/s)

16←

排気筒高さ(m)

81

←

6-26

東海第二発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ(2007年風洞実験)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)

N

S

73

213

91

231

8

3.52

NNE

SSW

43

183

69

209

14

6.67
18.41

NE

SW

34

174

45

185

6

ENE

WSW

51

191

65

205

7

9.80

E

W

69

209

86

226

8

5.55

ESE

WNW

81

221

102

242

10

3.66

SE

NW

56

196

106

246

26

3.09

SSE

NNW

44

184

78

218

18

3.32

S

N

51

191

67

207

8

4.99

SSW

NNE

47

187

86

226

21

3.13

排気筒直径(m)4.5←

吹出し速度(m/s)

1416

排気筒高さ(m)140←

注記 ＊1：風洞実験実施基準：2003解説抜粋

①
②
①
②

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

6-27

近似式+10%

近似式−10%6-28

別添5
異常年検定法の概要について

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

(2) 分散比 F0 を計算する。

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

F0 と F 境界値を比較して，F0＜F 境界値であれば仮説は採択する。具体的には，次のよ

うに棄却限界の上限値と下限値を求め，その範囲に検定年 X0 が収まっているかを確認して検定している。

6-29

9.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について（1）中央制御室滞在時の考慮
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 9-1 表に，評価期間 30 日間の直交
替スケジュールを第 9-2 表に示す。
第 9-1 表 運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間
1直

8:00〜21:45（13 時間 45 分）

2直21:30〜8:15（10 時間 45 分）

第 9-2 表 直交替スケジュール
日
１直8:00〜21:45

２直 21:30〜8:15

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

D

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

指定休

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

D

E

指定休

／

D

／

A

／

B

／

C

／

D

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

研修直 8:30〜17:00

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

C

C

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間（1 直 8 回＋2 直 8 回）が最大となる。中央制御室の滞在時間割合は以下のように求める。
中央制御室の滞在時間割合＝196h／(24h×30 日)≒0.27222（2）入退域時（交替時）の考慮
直交替を考慮した場合の入退域時の実効線量は，建屋出入口に連続滞在した場合の線量を求め，その値に入退域の時間割合を乗じて評価を行う。直交替を行う場合の入退域の時間割
合は，入退域（片道）に必要な時間を 15 分とし以下のように求める。
入退域の時間割合＝8h／(24h×30 日)≒0.01111

9-1

10. 内規との適合性について
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.1 (1)→内規のとおり。

3.1(1)a)東海第二発電所は BWR 型原子炉施設であり、原子炉格納容器内放出
は原子炉冷却材喪失、原子炉格納容器外放出は主蒸気管破断として評価する。

3.2→内規のとおり。

10-1

3.2(1)a)1)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中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

3.2(1)a)2)大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室で外部被ばくは、事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3)事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から
中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び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。
3.2(1)b)4)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.2(1)b)5)大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による内部被ばく
線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の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評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。

10-2

3.2(2)d)3) 前項 a)及び b)の結果を用いて、中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)e)1)前項 c)の結果を用いて、建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線(スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)f)評価条件及び評価結果を文書化し、資料としてまとめている。
3.2(2)g)評価手順の a)から c)までのうち、b)は他の評価と並列に進めている。
また、d)及び e)は並列に進めている。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.3→内規のとおり。
「1 人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合計値が、100mSv を超えない」
ことを満足していることを確認している。

→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

10-3→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-44.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋ガス処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

10-5→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-6

4.1.2→内規のとおり
4.1.2(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.2(2)原子炉の出力運転中に,主蒸気管1本が,原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3)主蒸気隔離弁は,設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4)原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては,流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし,主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは,弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5)事象発生と同時に,外部電源は喪失すると仮定し,評価している。
4.1.2(6)事象発生後,原子炉圧力は,24時間で大気圧まで直線的に減少するとして評価している。
4.1.2(7)a)希ガスは図4.3,ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b)事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし,その組成は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし,評価している。
4.1.2(7)c)原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を,I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし,その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している。
4.1.2(7)d)主蒸気隔離弁開止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合
は,主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし,追加放出され放射性物質の1%が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e)主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に,これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2(7)f)燃料棒から放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素としている。有機よう素のうち10%は瞬時に気相部に移行するとし,残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバー
される割合は,2%として評価している。希ガスは,すべて瞬時に気相部に移行

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況するとして評価している。
4.1.2(7)g)主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し,同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔雛弁閉止後に放出された放射性物質は,大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h)主蒸気隔離弁は,1個が閉止しないとし,閉止した隔離弁からは,蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率
は設計値に余裕を見込んだ値とし,この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i)主蒸気隔離弁閉止後は,逃がし安全弁等を通して,崩壊熱相当の蒸気が,サプレツション・プールに移行するものとして評価している。

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

10-7
図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1→内規のとおり
中央制御室は、国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため、
大気拡散モデルを適用する。
5.1.1(1)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため、
5.1.1(2)に示された方法で評価している。

10-8

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1(2)a)中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため、建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。

5.1.1(2)a)1)建屋の影響を受けるため、(5.3)式の基本拡散式を用いて評価
している。

10-9

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(2)a)2)放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していない。

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

10-10

5.1.1(2)d)建屋影響は、放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため、保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ(地上 10m
高さで測定)で評価している。
5.1.1(2)e)建屋影響を受ける場合の条件については、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて、原子炉施設周辺の濃度を、次のb)又は c)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1)放出源と評価点の高度差がある場合には、評価点高さを放出源
高さとして(z=H,H>0)、(5.4)式で濃度を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(3)b)2)放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には、地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり、右辺の指数減衰項は 1 に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c)放出源及び評価点が地上面にある場合(z=0,H=0)、地上面の濃度を適用して、(5.5)式で評価している。

10-11

5.1.2→内規のとおり
5.1.2(1)a)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに、放出点と巻込みを生じる建屋との位置関係について、示された条件すべてに該当するため、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとして評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

10-12

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-13

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(2)a)着目方位を 1 方位のみとせず、複数方位を着目方位と見込み、かつ、保守的な評価となるよう、全ての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。
5.1.2(2)b)この場合の拡散パラメータは、建屋等の投影面積の関数であり、かつ、その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

10-14

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)a)巻き込みを生じる建屋として，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として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気
管破断の堤合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

10-15

5.1.2(3)b).1)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行う
が，同時に外気取込を行うため,中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。5.1.2(3)b)2)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)b）3）中央制御室が属する原子炉建屋屋上面を代表とし中央制御室の中心点を評価点としている。

5.1.2(3)c）1）代表建屋の風下後流側での広縫囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点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5.4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して評価している。

10-16

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

全16方位について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して評価している。

10-17

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-18→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)c)2)当該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て評価している。

10-19

5.1.2（3)d)1)風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力としている。
5.1..2(3)d)2)全ての方位に対して最小面積である,地表面から上の原子炉
建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している。
5.1.2(3)d)3)風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を用いたため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(4)建屋の影響を考慮して評価している。

5.1.3→内規のとおり
5.1.3(1)(2)風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

10-20

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-21原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-225.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

5.2.2(1)a) (χ／Q)iは時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b)補正は不要である。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)a)原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため
5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

10-23

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)b) 5.1.2 項の考え方に基づき、中央制御室を含む建屋の後流側では、建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりを持つ濃度分布として計算している。また、5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づき、実効放出継続時間によらず
5.2.2(2)b)1)によって、相対濃度を計算している。
5.2.2(2)b)1)建屋影響を受ける場合の濃度分布は、風向に垂直な建屋の投影
幅と高さに相当する拡がりの中で、放出点から軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため、保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点が存在し風向が一定であるものとして、(5.13)式によって計算している。

10-24
5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.3→内規のとおり
5.3(1)大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために、空気カーマを用いた相対線量を計算している。
5.3(2)空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、1Sv／Gy として評価している。
5.3(3)評価点(x,y,0)における空気カーマ率は、(5.14)式によって計算して
いる。

10-25
5.3(4)建屋影響を受けるため、建屋影響の効果を取入れている。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.3(5)建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。
6→内規のとおり
6(1)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算、スカイシャインガンマ線の計算、直接ガンマ線の計算において、6.1 から 6.3 に示す方法によって評価している。
6(3)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており、省略はしていない。

10-26

6.1(1)→内規のとおり
6.1(1)a)事故の想定は、「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b)事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は、原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋(二次格納施設)に放出される。この二次格納施設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線の線源としている。
6.1(1)c)二次格納施設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評価している。
6.1(1)d)二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処
理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e)スカイシャインガンマ線の線源は、原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f)計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし、核分裂収率が小さく
半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(1)g)希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心蓄積量に対する割合は、希ガス 100％、よう素 50％としている。
6.1(1)h)事故後 30 日間の積算線源強度は、二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

10-27

6.2→内規のとおり
6.2(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は、施設の位置、建屋の配置、形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネル
ギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.2(4)a)スカイシャインガンマ線の計算は、輸送計算コードを組み合わせて、一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b)基本計算式を(6.1)式として評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-28

6.2(4)c)散乱点におけるガンマ線束は、ⅱ)の方法によって評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-29

6.3→内規のとおり
6.3(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために、線源、施設の位置関係、建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネ
ルギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.3(3)a)直接ガンマ線の計算は、点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b)基本計算式は(6.4)式としている。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7 →内規のとおり

10-30

7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について,7.1 から 7.5 までに示す方法によって計算している。

7(2)b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。
7(3) 運転員の勤務形態については, 平常時の直交替を基に設定している。
7.1 →内規のとおり
7.1(1) 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中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1 から 7.1.2 までに示す方法によって計算している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.1 →内規のとおり

10-31

7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋(二次格納施設〉内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-32

7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による,中央制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は「6.1 スカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を,構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.2 →内規のとおり
7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋等（二次格納施設)内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による,中央制御室内における積算線量を評価している。

10-33

7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-34

7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部披ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.2 →内規のとおり
7.2(1) 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運転
員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

10-35
7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.2(3)相対線量Ｄ／Ｑの評価点は、中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4)中央制御室の天井・側壁によるガンマ線(Eγ≧1.5MeV 以上)の遮蔽効
果を考慮して計算している。
7.2(5)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示された計算式を用いて評価している。

7.2(5)a)主蒸気管破断時には、半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。
7.2(5)c)大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は、示された方法によって評価している。

10-36

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-37
7.3→内規のとおり。
7.3(1)室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばくについては、7.3.1 から 7.3.2 までに示す方法によって評価している。
7.3(2)室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく及び室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては、
7.3.3 から 7.3.4 までに示す方法によって評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.3.1→内規のとおり。
7.3.1(1)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し、放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで、中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.3.1(1)a)建屋の影響を考慮して評価している。

10-38
7.3.1(1)b)建屋の影響を考慮して、5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋
周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-39

7.3.2→内規のとおり。
7.3.2(1)建屋の表面空気中から、中央制御室の非常用換気空調及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し、評価している。
7.3.2(2)中央制御室内の雰囲気中で、放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3)中央制御室換気系フィルタの効率は、設計値を用いて評価している。
7.3.2(4)中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して、時刻 t における核種 i の外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5)相対濃度χ／Ｑの評価点は、外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため、中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6)中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており、隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで 10 分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7)中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は、示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a)中央制御室内への取り込み空気放射性物質濃度に基づき、空調シ
ステムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-40
7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3→内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を、次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算に当たって，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。
外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

10-41

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。
半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。
7.3.4→内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）と
している。

10-42

7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-43

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。
半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

7.4→内規のとおり
7.4(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.4.1 から 7.4.2までに示す方法によって計算している。

10-44

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1→内規のとおり
7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内の存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

10-45

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線の線源強度」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域までの所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.3.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示されたとおり計算している。

10-46

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2→内規のとおり
7.4.2(1)a)原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(1)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(1)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

10-47

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2(3)a)主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

10-48

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5→内規のとおり
7.5(1)大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.5.1 から 7.5.2 までに示す方法で計算している。
7.5(2)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した上で（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a)建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b)建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

10-49

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5.1→内規のとおり
7.5.1(1)大気中へ放出された放射性物質から発射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される
放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2)建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3)入退域時の線量は入退域評価点での相対線量Ｄ／Ｑを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.5.1(6)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算し
ている。

10-50

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-51

7.5.2→内規のとおり
7.5.2(1)大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2)入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ／Ｑを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4)被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.5.2(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5.2(6)吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算し
ている。

10-52

11. 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件
炉心の著しい損傷が発生した場合における中央制御室の居住性に係る被ばく評価条件について，第 11-1 表〜第 11-10 表に示す。
第 11-1 表 大気中への放出放射能量評価条件
第 11-2 表 大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
第 11-1 図 放射性物質の大気放出過程
第 11-2 図 大気中への放出率の推移
第 11-3 表 大気拡散評価条件
第 11-4 表 相対濃度及び相対線量
第 11-5 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いるエネルギ群別ガンマ線
積算線源強度
第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル
第 11-7 表 中央制御室換気設備条件
第 11-8 表 中央制御室内待避室設備条件
第 11-9 表 運転員交替考慮条件
第 11-10 表 線量換算係数，呼吸率及び地表への沈着速度の条件

11-1

第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(1/6)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a．原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，格納容器破損防止対策の有効性評価で想定する格納容
器破損モードのうち，原子炉制御室の「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗
評価事象＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源

運転員又は対策要員の被ばくの観点
審査ガイドに示されたとおり設定喪失の重畳を考慮）

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

11-2

ースターム解析を基に，大気中への放
射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。
炉心熱出力
運転時間

3,293MW

定格熱出力

1 サイクル当たり

1 サイクル 13 ヵ月（395 日）を考慮

10,000 時間（約 416 日）

して設定

―
―

1 サイクル：0.229
取替炉心の燃料装
荷割合

2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定―

第 11-1 表
項目

炉内蓄積量

大気中への放出放射能量評価条件(2/6)

評価条件
希ガス類
よう素類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類

選定理由
１９：約 2.2×10 Bq：約 2.8×10１９Bq：約 1.1×10１８Bq：約 1.3×10１８Bq：約 6.7×10１８Bq：約 1.2×10１９Bq：約 1.2×10１９Bq：約 2.4×10１９Bq：約 7.4×10１９Bq：約 5.5×10１９Bq

11-3（核種毎の炉内蓄積量を核種グループ毎に集約して記載）「単位熱出力当たりの炉内蓄積量（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉内蓄積量

放出開始時間器減圧及び除熱：事象発生から約 19

ｐＨ制御の効果

類を考慮する。

９燃料（Ａ型）），上記の運転時間及び取替炉心の燃料装荷割合で算出
したＡＢＷＲのサイクル末期 ※１ の値を使用）
4.3.(4)a．放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は，ＭＡＡＰ解析結果

4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定する。

サプレッション・プール水ｐＨ制御
考慮しない

設備は，重大事故等対処設備と位置―付けていないため，保守的に設定
4.3(1) a．原子炉格納容器への放出割

粒子状よう素 : 5％
よう素の形態類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び Laて，東海第二と同じ装荷燃料（９×時間後
原子炉格納容器内

4.3.(1)a．希ガス類，ヨウ素類，Cs（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件とし格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器圧力逃がし装置による格納容審査ガイドでの記載

無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

Ｒ.Ｇ.1.195※２に基づき設定

合の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(3/6)

評価条件

漏えい率（希ガス，
エアロゾル及び有審査ガイドでの記載

ＭＡＡＰ解析にて原子炉格納容器の 4.3(3)e．原子炉格納容器漏えい率は，原子炉格納容器から原子炉建屋への選定理由

開口面積を設定し格納容器圧力に応 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日

じ漏えい率が変化するものとし，原 事故進展解析結果を基に設定する。

1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日

子炉格納容器の設計漏えい率（0.9Pd
で 0.5％／日）及びＡＥＣの式等に

機よう素）

基づき設定
原子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容器か11-4

ら原子炉建屋への1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日

漏えい率（無機よ上記以外の期間：0.5％／日

う素）ＡＥＣの式等に基づき設定（格納容器圧力が 0.9Pd を超える期間を包絡するように 1.3％／日の漏えい率を設定）

原子炉格納容器の漏えい孔における

考慮しない

保守的に考慮しないものとした―

捕集効果
4.3(3)c．原子炉格納容器スプレイの作動については，4.1(2)a で選定した原子炉格納容器内

ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレでの除去効果（エッション・プールでのスクラビング及アロゾル）

びドライウェルスプレイ）

事故シーケンスの事故進展解析条件
ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル

を基に設定する。
4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈
着率については，実験等から得られた
適切なモデルを基に設定する。

第 11-1 表
項目
原子炉格納容器内での除去効果（有機よう素）原子炉格納容器内での除去効果

大気中への放出放射能量評価条件(4/6)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

考慮しない

保守的に設定―

自然沈着率：9.0×10−４（1／s）

Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 及 び（原子炉格納容器内の最大存在量からStandard Review Plan
6.5.2※３に基づき設定

1／200 まで）

（無機よう素）11-5
原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用
ガス再循環系の起動前）

サプレッション・プールのスクラビングにStandard Review Plan

よる除去効果：10

6.5.5※４に基づき設定

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類：約 4.3×10−３：約 6.2×10−５：約 3.1×10−５：約 6.7×10−６：約 6.7×10−６：約 2.7×10−６：約 2.7×10−６：約 3.4×10−７：約6.7×10−８：約2.7×10−８

4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈着率については，実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。
―

ＭＡＡＰ解析結果及び
ＮＵＲＥＧ-1465 ※ ５ の―知見に基づき設定

無限大／日（地上放出）（原子炉格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座にすべて大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定―第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(5/6)

評価条件

選定理由

4.3(3)a．非常用ガス処理系（ＢＷＲ）

非常用ガス処理系
から大気への放出率（非常用ガス処
理系及び非常用ガ審査ガイドでの記載

設計値に基づき設定
1 回／日（排気筒放出）（非常用ガス処理系のファン 容量）

ス再循環系の起動

又はアニュラス空気浄化設備（ＰＷＲ）の作動については，4.1(2)a で選定した
事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

後）
起動操作時間（115 分）＋負圧達
非常用ガス処理系
及び非常用ガス再成時間（5 分）（起動に伴い原子事象発生から 2 時間後

11-6

循環系の起動時間

炉建屋原子炉棟内は負圧にな るが，保守的に負圧達成時間として5 分を想定）4.3(3)b．ヨウ素類及びエアロゾルのフ

非常用ガス処理系
及び非常用ガス再循環系のフィルタ

ィルタ効率は，使用条件での設計値を基考慮しない

保守的に設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮す

除去効率

る。
原子炉建屋原子炉棟内の急激な圧原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開閉状態に設定する。なお，フィルタ効率の設定

閉状態

力上昇等による原子炉建屋外側ブ
ローアウトパネルの開放がないため―第 11-1 表
項目

評価条件

11-7

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
格 納 容 器 圧 力 逃 Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
がし装置への放
ＳｒＯ類
出割合
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類
格納容器圧力逃がし装置の除去係数

評価期間

大気中への放出放射能量評価条件(6/6)：約 9.5×10−１：約 1.0×10−６：約 4.0×10−７：約 8.9×10−８：約 8.9×10−８：約 3.6×10−８：約 3.6×10−８：約 4.5×10−９：約 8.9×10−１０：約 3.6×10−１０

選定理由

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥ
Ｇ-1465 の知見に基づき設定

審査ガイドでの記載―

希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100

設計値に基づき設定―

エアロゾル：1,000

7 日間

審査ガイドに示す 7 日間における3．（解釈抜粋）第 74 条（原子炉制御室）

運転員の実効線量を評価する観１ b） ④判断基準は，運転員の実効線量点から設定

が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

※1 東海第二発電所（ＢＷＲ５）に比べて炉心比出力が大きく，単位熱出力当たりの炉内蓄積量を保守的に評価するＡＢＷＲの値を使用。
※2 Regulatory Guide 1.195, Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequences of Design Basis Accidents at
Light-Water Nuclear Power Reactors ,May 2003
※3 Standard Review Plan6.5.2, Containment Spray as a Fission Product Cleanup System ,December 2005
※4 Standard Review Plan6.5.5, Pressure Suppression Pool as a Fission Product Cleanup System ,March 2007
※5 NUREG-1465, Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants ,1995

第 11-2 表
核種
グループ

大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
放出放射能[Bq]（gross 値）※１

原子炉建屋から大気中へ放出

格納容器圧力逃がし装置を経由した放出

合計

希ガス類

約 3.6×10１６

約 8.9×10１８

約 9.0×10１８

よう素類

約 2.8×10１５

約 7.3×10１５

約 1.0×10１６

ＣｓОＨ類

約 3.8×10１３

約 5.0×10８

約 3.8×10１３

Ｓｂ類

約 4.5×10１２

約 2.6×10７

約 4.5×10１２

ＴｅＯ２類

約 3.7×10１３

約 4.4×10８

約 3.7×10１３

ＳｒＯ類

約 2.0×10１３

約 1.7×10８

約 2.0×10１３

ＢａＯ類

約 2.0×10１３

約 2.1×10８

約 2.0×10１３

ＭｏＯ２類

約 6.9×10１２

約 8.4×10７

約 6.9×10１２

ＣｅＯ２類

約 4.3×10１２

約 5.4×10７

約 4.3×10１２

Ｌａ２Ｏ３類

約 1.2×10１２

約 1.2×10７

約 1.2×10１２※1 小数点第 2 位以下切上げ

11-8希ガスの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(1/5)
（希ガス)

11-9

よう素の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

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

原子炉格納容器内での除去効果：考慮しない

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

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

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

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

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(2/5)
(よう素)

11-10

セシウムの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

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

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(3/5)(セシウム)

11-11

その他核種の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

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

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

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

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

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(4/5)(その他核種)11-12

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

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

原子炉建屋

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい※２

原子炉
格納容器

原子炉建屋
への漏えい※２

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

格納容器圧力逃がし装置

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

0h

▼2h※３

▼19h※４168h▼

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

第 11-1 図

放射性物質の大気放出過程(5/5)(イメージ)

11-13

1E+20

1E+16

ベント実施
1E+19

1E+15

1E+18

1E+14

1E+13

希ガス
よう素

1E+12

原子炉建屋ガス処理系の復旧

格納容器圧力逃がし装置から大気への放出率（Bq／ｈ）

11-14

原子炉建屋漏洩又は非常用ガス処理系排気筒から大気への放出率（Bq／ｈ）

ベント実施

1E+17

1E+16

1E+15
希ガス

1E+14

よう素

1E+13

1E+12

1E+11

1E+11

1E+10

1E+10

1E+09
0

24

48

72
96
120
事故後の時間（h）

144

168

第 11-2 図

0

24

48

大気中への放出率の推移

72
96
120
事故後の時間（h）

144

168

第 11-3 表
項目
大気拡散評価評価条件
ガウスプルームモデル

モデル

大気拡散評価条件(1/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

審査ガイド及び被ばく評価

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

手法（内規）に示されたとお 件に応じて，空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向ともに正り設定

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。

気象データ

11-15

東海第二発電所における 1

建屋影響を受ける大気拡散 4.2.(2)a．風向，風速，大気安定度及び降雨の観測項目を，年間の気象資料（2005 年 4評価を行うため保守的に地 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

月〜2006 年 3 月）

上風（地上高 10m）の気象デ 大気拡散式に用いる。

（地上風を代表する観測点ータを審査ガイドに示され（地上高 10m）の気象デー

たとおり発電所において観タ）測された 1 年間の気象資料を使用

実効放出継続時間

全核種：1 時間

保守的に最も短い実効放出

4.2.(2)c．相対濃度は，短時間放出又は長時間放出に応じて，継続時間を設定

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。

第 11-3 表

大気拡散評価条件(2/5)

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源及び放放出源：原子炉建屋からの原子炉建屋放出時の高さは 4.3.(4)b．放出源高さは，4.1(2)a で選定した事故シーケンス

出源高さ

放出（地上高 0m），格納容器

地上放出として地上高 0m で に応じた放出口からの放出を仮定する。4.1(2)a で選定した

圧力逃がし装置排気口放出

設定（地上高 57m）及び非常用ガ

格納容器圧力逃がし装置排 ギーを考慮してもよい。

事故シーケンスのソースターム解析結果を基に，放出エネル

ス処理系出口（地上高 140m） 気口放出時の高さは地上高57m に設定
非常用ガス処理系からの放出時は排気筒高さとして地上 140m に設定

11-16

累積出現頻度小さい方から 97％

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

濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる値とする。

建屋巻き込み考慮する

原子炉建屋放出及び格納容 4.2.(2)a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居器圧力逃がし装置排気口放 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
出は放出源から近距離の建 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屋（原子炉建屋）の影響を受 る拡散パラメータを用いる。
けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

第 11-3 表
項目
巻き込みを生

評価条件
原子炉建屋

じる代表建屋大気拡散評価条件(3/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源から最も近く，巻き込

4.2.(2)b．巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，

みの影響が最も大きい建屋 原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ−ルとして選定

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。

11-17

放射性物質濃【中央制御室内】【中央制御室内】【中央制御室内】

度の評価点

中央制御室中心

審査ガイドに示されたとお 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【入退域時】

り設定

急時制御室/緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当

建屋出入口【入退域時】である。

被ばく評価手法（内規）に示 【入退域時】された方法に基づき設定

7.5.1(5)a) 管理区域の入口を代表評価とし，入退域ごとに評
価点に，15 分間滞在するとする。（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには入退域時の評価点について，記載なし。

第 11-3 表
項目
中央制御室内滞在時

着目方位

評価条件

大気拡散評価条件(4/5)
選定理由

審査ガイドでの記載

9 方位

審 査ガイドに示

4.2.(2)a．原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，建屋建屋放出：さ れた評価方法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

S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,Nに基づき設定から，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出

格納容器圧力逃がし装置排気口放出：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

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

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

1 方位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。

非常用ガス処理系排気筒放出：W
9 方位

11-18

入退域時

建屋放出：
S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N
格納容器圧力逃がし装置排気口放出：
SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE
1 方位
非常用ガス処理系排気筒放出：W

第 11-3 表
項目

評価条件

建屋投影面積原子炉建屋の投影断面積：

大気拡散評価条件(5/5)

選定理由
原子炉建屋の投影断面積

3,000m2
形状係数

1／2

審査ガイドでの記載
4.2.(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物
質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

審査ガイドに示された評価 5.1.1(2)形状係数の値は，特に根拠が示されるもののほかは方法に基づき設定

原則として 1／2 を用いる（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには形状係数について，記載なし。

11-19

第 11-4 表
評価対象

相対濃度及び相対線量

評価点

相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m３）

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

8.3×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

8.8×10−２０

3.7×10−４

8.8×10−１９

8.2×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

9.0×10−２０

3.7×10−４

9.4×10−１９

建屋放出

室内作業時

中央制御室
中心

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出
建屋放出

入退域時

建屋
出入口

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出

11-20

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/3)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

格納容器から原子炉「第 11-1 表 大気中「第 11-1 表 大気中への放4.3(5)a．4.1(2)a で選定した事故シーケンスの建屋原子炉棟へ放出

への 放 出放射 能量評

出放射能量評価条件」を参

ソースターム解析結果を基に，想定事故時に原子される放射性物質

価条件」を参照

照

炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。

線源条件

格納容器内線源強度

格納 容 器内に 放出さ

審査ガイドに示されたとお4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質は，自由空分布

れた 核 分裂生 成物がり設定間容積に均一に分布するものとして，事故後 7

均一に分布
7 日間

日間の積算線源強度を計算する。

11-21

審査ガイドに示す 7 日

3．
（解釈抜粋）第７４条（原間に お ける運 転員の子炉制御室）１ b） ④判断

実効 線 量を評 価する

基準は，運転員の実効線量観点から設定が 7 日間で 100mSv を超えな

7 日間

いこと。
計算モデル条件

遮蔽厚さ

第 11-3 図のとおり

審査ガイドに示された評価

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカ方法に基づき設定

イシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮へい構造及び地形条件から計算する。

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/3)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

直接線・スカイシャイ

直接線評価：

直接ガンマ線の線量評価に用

4.1②実験等を基に検証され，適用範囲が適切なモ

ン線評価コード

QAD-CGGP2R

いる QAD-CGGP2R は三次元形

デルを用いる。

スカイシャイン線評価：状を,スカイシャインガンマ

ANISN

線の線量評価に用いる ANISN

G33-GP2R

及び G33-GP2R はそれぞれ一次元及び三次元形状を扱う遮蔽解析コードであり,ガンマ線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は,

11-22

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。したがって,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 G33GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(3/3)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室内滞在時の評価は線量が最大となる位置とす
評価点

第 11-3 図のとおり

る。

―

入退域時の評価は建屋入口の高さ 2m を選定。

遮蔽厚さ

第 11-3 図のとおり

審査ガイドに示された評価方

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカイ法に基づき設定

シャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被
ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮へい
構造及び地形条件から計算する。

11-23
許容差

コンクリート密度評価で考慮するコンク

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS

リート遮蔽は，公称値

5N・同解説（原子力発電所施からマイナス側許容差設における鉄筋コンクリート（−5mm）を引いた値を工事，日本建築学会)に基づき適用

設定

2.00g／cm３

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・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)を基に算出した値を設定−−

第 11-6 表

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

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

7.8×10１８

22

1.5

2.4×10１８2

0.02

8.7×10１８

23

1.66

7.5×10１７

3

0.03

1.0×10１９

24

2.0

1.6×10１８

4

0.045

1.4×10２０

25

2.5

4.6×10１８

50.06

5.3×10１７

26

3.0

1.3×10１７

6

0.07

3.6×10１７

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

2.0×10１９

28

4.0

1.5×10１５

8

0.1

9.9×10１９

29

4.5

5.0×10５

90.15

4.6×10１７30

5.0

5.0×10５

100.2

5.6×10１９

31

5.5

5.0×10５11

0.3

1.1×10２０

32

6.0

5.0×10５12

0.4

6.6×10１８

33

6.5

5.7×10４13

0.45

3.3×10１８

34

7.0

5.7×10４14

0.51

1.1×10１９

35

7.5

5.7×10４15

0.512

3.7×10１７

36

8.0

5.7×10４

16

0.6

1.6×10１９

37

10.0

1.8×10４17

0.7

1.8×10１９

38

12.0

8.8×10３18

0.8

5.4×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

１９

1.1×10

40

20.0

0.0

20

1.33

5.0×10１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.5×10１７

42

50.0

0.0

11-24

第 11-6 表

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

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

1.3×10１９

22

1.5

2.2×10１８2

0.02

1.5×10１９

23

1.66

3.7×10１７

3

0.03

1.7×10１９24

2.0

8.0×10１７

4

0.045

2.9×10２０

25

2.5

1.1×10１８

5

0.06

7.4×10１７

26

3.0

1.7×10１６

6

0.07

4.9×10１７

27

3.5

4.8×10１２

7

0.075

4.2×10１９

28

4.0

4.8×10１２

8

0.1

2.1×10２０

29

4.5

2.2×10５

90.15

4.7×10１７30

5.0

2.2×10５

100.2

8.0×10１９

31

5.5

2.2×10５

11

0.3

1.6×10２０

32

6.0

2.2×10５12

0.4

9.3×10１８

33

6.5

2.6×10４13

0.45

4.6×10１８34

7.0

2.6×10４14

0.51

1.4×10１９

35

7.5

2.6×10４15

0.512

4.7×10１７

36

8.0

2.6×10４

16

0.6

2.1×10１９

37

10.0

7.9×10３17

0.7

2.3×10１９

38

12.0

4.0×10３18

0.8

7.2×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.4×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

4.6×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.4×10１７

42

50.0

0.0

11-25

第 11-6 表

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

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

1.6×10１９

22

1.5

1.9×10１８2

0.02

1.8×10１９

23

1.66

1.9×10１７

3

0.03

2.0×10１９

24

2.0

4.1×10１７

40.045

4.0×10２０

25

2.5

4.1×10１７

50.06

6.1×10１７

26

3.0

9.4×10１５

6

0.07

4.1×10１７

27

3.5

3.5×10１１

7

0.075

5.9×10１９

28

4.0

3.5×10１１

8

0.1

2.9×10２０

29

4.5

3.6×10５

90.15

3.8×10１７30

5.0

3.6×10５

10

0.2

3.5×10１９

31

5.5

3.6×10５

11

0.3

7.1×10１９

32

6.0

3.6×10５12

0.4

1.1×10１９

33

6.5

4.1×10４13

0.45

5.7×10１８34

7.0

4.1×10４14

0.51

1.2×10１９

35

7.5

4.1×10４15

0.512

4.1×10１７

36

8.0

4.1×10４

16

0.6

1.8×10１９

37

10.0

1.3×10４17

0.7

2.1×10１９

38

12.0

6.3×10３18

0.8

8.3×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.7×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

3.9×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.2×10１７

42

50.0

0.0

11-26

第 11-6 表

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

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

3.7×10１９

22

1.5

6.5×10１８2

0.02

4.1×10１９

23

1.66

1.3×10１８

3

0.03

4.8×10１９

24

2.0

2.8×10１８

4

0.045

8.3×10２０

25

2.5

6.2×10１８

5

0.06

1.9×10１８

26

3.0

1.6×10１７

6

0.07

1.3×10１８

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

1.2×10２０

28

4.0

1.5×10１５

80.1

6.0×10２０

29

4.5

1.1×10６

90.15

1.3×10１８30

5.0

1.1×10６

100.2

1.7×10２０

31

5.5

1.1×10６

11

0.3

3.4×10２０

32

6.0

1.1×10６

12

0.4

2.7×10１９

33

6.5

1.2×10５13

0.45

1.4×10１９34

7.0

1.2×10５14

0.51

3.7×10１９

35

7.5

1.2×10５15

0.512

1.2×10１８36

8.0

1.2×10５

16

0.6

5.5×10１９

37

10.0

3.8×10４17

0.7

6.2×10１９

38

12.0

1.9×10４18

0.8

2.1×10１９

39

14.0

0.0

19

1.0

4.2×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１９

1.3×10

41

30.0

0.0

21

1.34

4.1×10１７

42

50.0

0.0

11-27

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(1/5)

11-28

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(2/5)

11-29

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(3/5)

11-30

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(4/5)

11-31

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(5/5)

11-32

第 11-7 表
項目

選定理由

審査ガイドでの記載

フィルタユニットの設計値（チ4.2(1)a．ヨウ素及びエアロゾルのフィルタ効率は，循環設備よう素フャコールフィルタ効率：97％）

使用条件での設計値を基に設定する。なお，フィルィルタによる除去を保守的に設定

タ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮

中央制御室非常用

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)

95％効率
中央制御室非常用する。
99％

フィルタユニットの設計値（高換気系微粒子フィ

性能粒子フィルタ：99.97％）を

ルタによる除去効

保守的に設定

同上

率

11-33

中央制御室非常用

事象発生から 2 時間

換気系の起動時間
空気流入率

1 回／h

全交流動力電源喪失を考慮し，4.3(3)f．原子炉制御室の非常用換気空調設備の作

代替電源からの電源供給開始時動については，非常用電源の作動状態を基に設定す間から保守的に設定る。

非常用換気系作動時の空気流入

4.2(1)b．既設の場合では，空気流入率は，空気流率測定試験結果の結果である約入率測定試験結果を基に設定する。

0.47 回／h に対して外気からフィルタを通らずに中央制御室内に取り込まれる放射性物質の量が保守的となるように設定

第 11-7 表
項目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

外気取り込み閉回路循環運転：27 時間

閉回路循環運転が長期にわたり量

外気取り入れ運転：3 時間

室内環境が悪化して外気取り入

審査ガイドでの記載―れる際に必要な運転時間として設定
マスクによる

事象発生から 3 時間及び入退域

中央制御室非常用換気系作動前4.2(3)c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対

防護係数

時：50

及び中央制御室内の放射性物質

策所内でマスク着用を考慮する。その場合は，マス（その他の期間及びマスク着

濃度が下がるまでの時間についク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求め用を考慮しない場合は評価期てマスクの着用を考慮。

る。

間中常時マスク着用なし）

11-34

第 11-8 表
項目
待避室遮蔽

評価条件

中央制御室内待避室設備条件
選定理由

審査ガイドでの記載

遮蔽厚：コンクリート 40cm（公 中央制御室内に流入した放射性称値）相当物質からのガンマ線による被ば―

くを十分に低減できる設計。

許容差コンクリート密度評価で考慮するコンクリート

建築工事標準仕様書 JASS 5N・同

遮蔽は，公称値からマイナス側

解説（原子力発電所施設におけ許容差（−5mm）を引いた値をる鉄筋コンクリート工事，日本

適用

建築学会)に基づき設定

2.10g／cm３

新設遮蔽のコンクリート密度は2.10g／cm３以上で施工

11-35

待避室加圧開事象発生から約 19 時間後

格納容器圧力逃がし装置により始時間（ベント開始時）放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に

−

―

―

待避すると想定
待避室加圧時

ベント開始から 5 時間間

中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護で―きる時間として設定
空気流入率

ボンベ加圧時：0 回／h

待避室への待避時は待避室内を空気ボンベにより加圧し，外部からの空気流入がないと想定―

第 11-9 表

運転員交替考慮条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，3.74 条 1.b)③交代要員体制を考慮してもよ滞在時替）に基づき，班ごとの中

班ごとに中央制御室滞在中の被ばくを評価。 い。ただしその場合は実施のための体制を整備

央制御室の滞在時間で評

なお，一班当たり線量が高くなる場合には， する事。

価（日勤業務の班ごとの交被ばく平準化のために日勤業務に当たって替も考慮）いる班に交替する。

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，替）に基づき，班ごとの入

班ごとに入退域に必要な時間を 15 分（片道）退域時間で評価

として被ばくを評価。

入退域時

―

11-36

第 11-10 表
項目
線量換算係数11-37

呼吸率

線量換算係数，呼吸率及び地表への沈着速度の条件

評価条件

選定理由

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

ICRP Publication 71 等に基づく

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設定。

審査ガイドでの記載――

ICRP Publication 71 に基づく
地表面への沈着

エアロゾル：1.2 ㎝／s

線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性

4.2.(2)d 放射性物質の地表速度

無機よう素：1.2 ㎝／s

沈着速度（0.3cm／s 及び 10−３㎝／s）の 4 倍を設定。

面への沈着評価では，地表

エアロゾル及び無機よう素の乾性沈着速度は面への乾性沈着及び降雨に

NUREG/CR-4551Vol.2※５より設定

よる湿性沈着を考慮して地

有機よう素：4.0×10
希ガス：沈着無し

−３

㎝／s

※６

有機よう素の乾性沈着速度は NRPB-R322※5 米国 NUREG／CR-4551 Vol.2より設定

表面沈着濃度を計算する。

Evaluation of Severe Accident Risks：Quantification of Major Input Parameters※6 英国 NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Modelling Liaison Committee Annual Report

14.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内での除去効果について

ＭＡＡＰにおけるエアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果として，沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェルスプレイを考慮している。また，沈着については，
重力沈降，拡散泳動，熱泳動，慣性衝突，核分裂生成物（以下「ＦＰ」という。
）ガス凝縮/再蒸発で構成される。
（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」（抜粋）参照）「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」（抜粋）

14-1

14-2

1.

沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果
沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果を確認するため，感度解析を行った。解析結果

を第 14-1 図に示す。なお，感度解析では，以下の式により原子炉格納容器内の除去効果（除染係
数（以下「ＤＦ」という。
）を算出している。
原子炉格納容器内ＤＦ＝原子炉格納容器内へのＣｓＩ放出割合／ベントラインから大気へのＣｓＩ放出割合

第 14-1 図 エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果（感度解析結果）
第 14-1 図より，全除去効果を考慮したベースケースにおけるＤＦ（10６オーダー）との比較か
ら，重力沈降のＤＦは 10３程度，ドライウェルスプレイのＤＦは 10〜10２程度であることがわかる。これより，重力沈降及びドライウェルスプレイ両方によるＤＦは 10４〜10５程度となるため，エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果は重力沈降及びドライウェルスプレイの影響が大きいと考える。
2.

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果

2.1 スクラビング効果について
スクラビングは，エアロゾルを含む気体がプール内に移行する場合，気泡が分裂しながら上昇していく過程においてエアロゾルが気泡界面に到達した時点で水に溶解して気体から除去される現象である。スクラビングにおけるエアロゾル除去のメカニズムは，プールへの注入時の水との衝突や気泡がプール水中を上昇していく過程における慣性衝突等が考えられる。

14-3

2.2 ＭＡＡＰ解析上の扱いについて
スクラビングによる除去効果について，ＭＡＡＰ解析ではスクラビング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）により計算されたＤＦ値のデータテーブルに，プール水深，エアロゾルの粒
子径，キャリアガス中の水蒸気割合，原子炉格納容器圧力及びサプレッション・プールのサブ
クール度の条件を補間して求めている。
ＳＵＰＲＡコードでは，スクラビングに伴う初期気泡生成時及び気泡上昇時のエアロゾルの除去効果をモデル化しており，気泡挙動（気泡サイズ及び気泡上昇速度），初期気泡生成時のＤ
Ｆ，気泡上昇時のＤＦを評価式により与えている。第 14-2 図に，気泡中のエアロゾルが気泡界面に到達するまでの過程を示す。気泡上昇時における各過程の除去速度を評価することでエア
ロゾルのＤＦを与えている。

第 14-2 図 スクラビングによるエアロゾル捕集効果
2.3 ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果の比較について
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果については，電力共同研究※１にて実験結果との比較検討が行われている。試験条件及び試験装置の概要を第 14-1 表及び第 14-3 図に示す。また，試験結果を第 14-4 図から第 14-10 図に示す。
試験結果より，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果について，キャリアガス流量等のパラメータ値の増減によるＤＦ値の傾向は概ね一致していることを確認した。
また，粒径μm までの粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より小さいＤＦ値を示しており，保守的な評価であることを確認した。
一方，粒径μm の粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より大きいＤＦ値を示しているが，これは実験とＳＵＰＲＡコードで用いている粒子の違い（実験：Ｌ
ＡＴＥＸ粒子（密度g/cm３），ＳＵＰＲＡコード：ＣｓＯＨ（密度g/cm３））が影響しているためである。
ＳＵＰＲＡコードの計算結果を密度補正※２した第 14-7 図及び第 14-9 図では，
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果は実験結果より概ね小さいＤＦ値を示すことが確認できる。
以上より，ＳＵＰＲＡコードにより計算されたＤＦ値を用いることは妥当と考える。
※1 共同研究報告書「放射能放出低減装置に関する開発研究」（ＰＨＡＳＥ２）最終報告書
平成 5 年 3 月※2 実験ではＬＡＴＥＸ粒子を用いているため，その粒径は14-4となる。一方，ＳＵＰＲＡコード
ではＣｓＯＨの粒径を基にしているため，粒径に粒子密度（3.675g／cm３）の平方根を乗じることによりに換算する。

第 14-1 表 試験条件

第 14-3 図 試験装置の概要

14-5

第 14-4 図 キャリアガス流量に対するＤＦの比較

第 14-5 図 プール水温に対するＤＦの比較

14-6

第 14-6 図 水蒸気割合に対するＤＦの比較

第 14-7 図 水蒸気割合に対するＤＦの比較（密度補正）14-7

第 14-8 図 スクラビング水深に対するＤＦの比較

第 14-9 図 スクラビング水深に対するＤＦの比較（密度補正）14-8

第 14-10 図 ガス温度に対するＤＦの比較
2.4 沸騰による除去効果への影響について「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 14-11 図のとおり，格納容器逃がし装置による原子炉格納容器減圧及び除熱の実施に伴いサプレッション・プールは飽和状態（沸騰状態）になるため，サプレッション・プールの沸騰による除去効果への影響を確認した。ＭＡＡＰ解析条
件及び評価結果を第 14-2 表及び第 14-3 表に示す。なお，エアロゾルの粒径については，スク
ラビング前後でそれぞれ最も割合の多い粒径について除去効果への影響を確認した。その結果，
第 14-3 表のとおり沸騰時の除去効果は非沸騰時に比べて小さいことを確認した。
ただし，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 14-12 図のとおり，原子炉圧力容器内のＣｓ−137 は，大破断ＬＯＣＡにより生じた破断口より原子炉格納容器内気相部へ移行し，その後重力沈降等により，事象発生 5 時間程度で大部分が原子炉格納容器内液相部へ移行するため，本評価においてサプレッション・プールの沸騰による除去効果の減少の影響はほとんどな
いと考える。
なお，ＣｓＩ，ＣｓＯＨの沸点はそれぞれ 1,280℃，272.3℃以上※3 であり，シビアアクシデ
ント時に原子炉格納容器内でＣｓＩ，ＣｓＯＨが揮発することは考えにくいが，サプレッション・プールの沸騰に伴い液相部中のＣｓＩ，ＣｓＯＨの一部が気相部へ移行する可能性がある。
ただし，その場合でも，ドライウェルから格納容器圧力逃がし装置を介した場合のＣｓ−137
放出量（事象発生 7 日間で約 18TBq）に包絡されると考えられる。
※3 化合物の辞典 髙本 進・稲本直樹・中原勝儼・山﨑 昶[編集] 1997 年 11 月 20 日
14-9

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴うサブクール度の低下

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器減圧及び除熱操作（約 19 時間）の実施に伴う原子炉格納容器圧力低下により，サプレッション・プールは飽和状態となる。

第 14-11 図 サプレッション・プールのサブクール度の推移
第 14-2 表 評価条件
項目
蒸気割合

原子炉格納容器圧力
サプレッション・プール

評価条件※
％

原子炉格納容器ベント実施前のドライウ
ェルにおける蒸気割合（約 55％）相当

kPa[gage]

原子炉格納容器ベント実施前の原子炉格
納容器圧力（400〜465kPa[gage]）相当
実機では水深 3m 以上のため，設定上限値m

水深
サブクール度

選定理由

を採用
℃
℃

未飽和状態として設定（設定上限値）
飽和状態として設定（設定下限値）

μm

スクラビング前において，最も割合が多い粒径

エアロゾルの粒径（半径）μm

スクラビング後において，最も割合が多い粒径※ＳＵＰＲＡコードにより計算されたデータテーブルの設定値を採用

14-10

第 14-3 表 評価結果
ＤＦ
粒径（半径）

未飽和状態（サブクール度

飽和状態℃）（サブクール度

℃）

μm
μm

1.0
原子炉格納容器内液相部ＣｓＩ

0.9
原子炉格納容器内液相部ＣｓＯＨ

0.8
炉
内
内
蔵
量
に
対
す
る
割
合
(−)

0.7
0.6

事象発生 5 時間程度で大部分の放射性物質が液相部へ移行

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
0

5

10

15

20

25

30

35

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第 14-12 図 原子炉格納容器内液相部中の存在割合

14-11

40

17. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について
大気への放出量は，炉内蓄積量に原子炉格納容器外への放出割合を乗じることで算出する。
（参考
1 参照）
）
原子炉格納容器外への放出割合の評価に当たっては，想定事故シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）において原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，そのプラント状態を模擬可能なＭＡＡＰコードを用いることとす
るが，以下の考察から，より実態に即した原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合を設定するため，NUREG-1465 の知見を用いて中・低揮発性核種の放出割合を補正する。なお，被ばく評価に与える影響としては高揮発性核種からの寄与がほとんどとなるが，NUREG-1465 の知見を用いて補正する中・低揮発性核種のうち短半減期核種についても被ばく評価への寄与が考えられ，その観点か
らもより実態に即した評価とするため，NUREG-1465 の知見を用いた放出割合の補正を行う。ＭＡＡ
Ｐ解析結果を第 17-1 表に，
ＮＵＲＥＧ-1465 の知見を用いて一部補正した結果を第 17-2 表に示す。
第 17-1 表 放出割合の評価結果（ＭＡＡＰ解析）
原子炉格納容器から原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置
核種グループ※１への漏えい割合
への放出割合※１−３
希ガス類
約 4.3×10
約 9.5×10−１
CsI 類
約 6.2×10−５
約 1.0×10−６−５
CsOH 類
約 3.1×10
約 4.0×10−７
Sb 類
約 7.6×10−５
約 2.7×10−６−５
TeO２類
約 4.4×10
約 3.8×10−７
SrO 類
約 8.6×10−５
約 2.6×10−５−５BaO 類
約 9.1×10
約 1.5×10−５
MoO２類
約 9.1×10−５
約 3.5×10−６
CeO２類
約 1.6×10−５
約 1.1×10−５−５
La２O３類
約 1.6×10
約 1.1×10−５※1 小数点第 2 位を四捨五入

17-1

第 17-2 表 放出割合の評価結果（中・低揮発性の核種グループに対する補正後）
原子炉格納容器から原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置
核種グループへの漏えい割合※１
への放出割合※１
希ガス類
約 4.3×10−３
約 9.5×10−１−５CsI 類
約 6.2×10
約 1.0×10−６
CsOH 類
約 3.1×10−５
約 4.0×10−７
※２
−５
Cs 類
約 3.4×10
約 4.5×10−７
Sb 類
約 6.7×10−６
約 8.9×10−８−６
TeO２類
約 6.7×10
約 8.9×10−８
SrO 類
約 2.7×10−６
約 3.6×10−８−６
BaO 類
約 2.7×10
約 3.6×10−８
MoO２類
約 3.4×10−７
約 4.5×10−９−８
CeO２類
約 6.7×10
約 8.9×10−１０
La２O３類
約 2.7×10−８
約 3.6×10−１０※1 小数点第 2 位を四捨五入※2 CsI 類及び CsOH 類の値から評価（評価式は式 1）①ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実について
第 17-1 表によると，高揮発性核種（ＣｓＩ，ＣｓＯＨ）のベントラインからの放出割合（10−〜10−７オーダー）と比べ，中・低揮発性核種の放出割合が大きい（10−５オーダー）という結果６になっている。
一方，ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が発生した場合に最も多く放出される粒子状物質は，よう素やセシウム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べて少量であることがわかっている。
第 17-3 表は，ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所毎の存在量であるが，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に炉内蓄積量の半分程度放出される一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器に保持されているという評価となっている。

17-2

第 17-3 表 ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所毎の存在割合※３
核種

１４４

Ce

低揮発性
１５４
Eu

１５５

Eu

９０

Sr

中揮発性
１０６
Ru

１２５

Sb

１３７

Cｓ

（単位：％）
高揮発性
１２９
８５
I
Kr

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

※3 存在割合＝サンプル試料の分析結果／ＯＲＩＧＥＮ２コード解析結果
出典：「ＴＭＩ−２号機の調査研究成果（渡会偵祐,井上康,桝田藤夫 日本原子力学会誌 Vol.32，
No.4（1990））」
また，第 17-4 表は，福島第一原子力発電所事故後に実施された発電所敷地内の土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮発性核種（セシウムやよう素）
であり，多くの中・低揮発性核種は不検出（ＮＤ）という結果となっている。
第 17-4 表 福島第一原子力発電所事故後に検出された
土壌中の放射性核種

出典：東京電力（株）HP（http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）②各元素の放出挙動について
燃料からの核分裂生成物の放出及び移行挙動に関する研究結果より，各元素の放出挙動は以下のように整理されており※４，高揮発性核種が高温でほぼ全量放出されるのに対し，中・低揮発性
核種は雰囲気条件に大きく左右されるものであり，高揮発性核種は中・低揮発性核種に比べ放出割合が大きくなる特徴をもつ。
希ガス：高温にてほぼ全量放出される。
17-3

Ｉ，Ｃｓ：高温にてほぼ全量放出される。放出速度は希ガスと同等。
Ｓｂ，Ｔｅ：被覆管と反応した後，被覆管の酸化に伴い放出される。
Ｓｒ，Ｍｏ，Ｒｕ，Ｒｈ，Ｂａ：雰囲気条件（酸化条件 or 還元条件）に大きな影響を受ける。
Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ：高温状態でも放出速度は低い。
※4 「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究（JAEA-Review 2013-034，2013 年 12 月）」③補正について①及び②より，第 17-1 表の中・低揮発性核種の放出割合が高揮発性核種よりも大きいという結果は実態に即しておらず，これは，ＭＡＡＰ解析において，中・低揮発性核種の放出割合が過度に大きく評価されたためと考えられ，要因としては，溶融燃料が再冠水し溶融燃料の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表面からの放射性物質の放出評価において溶融燃料の平均温度を参照して放出量を評価していることや，溶融燃料上部の水によるスクラビング効果を考慮していな
いことが挙げられる。なお，ＭＡＡＰコードの開発元であるＥＰＲＩからも，以下の報告がなされている。
・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ｒｕ及びＭｏ）の放出について，低温の溶融燃料表面
付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，ＭＡＡＰ解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Ｍｏの放出量評価について，ＮＵＲＥＧ-1465 よりもＭＡＡＰの方が放出量を多く評価する。
したがって，ＴＭＩ事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った，環境中への放出量を評価するため，中・低揮発性核種の放出割合を補正することとした。補正するに当たり，Ｔ
ＭＩ事故を契機として行われたシビアアクシデントに係るソースターム研究を踏まえ，被覆管材であるジルコニウムの酸化量の違い等により核分裂生成物の放出量や放出タイミングに相違が生じることを考慮し，ＢＷＲ及びＰＷＲそれぞれに対して放出割合を設定する等，より現実的なソースタームの設定を目的として制定されたＮＵＲＥＧ-1465 の知見を利用する。事象発生後，炉心損傷が開始し，原子炉圧力容器が破損するまでのＭＡＡＰ解析とＮＵＲＥＧ-1465 の想定の比
較を第 17-5 表のとおりであり，想定事故シーケンスでは重大事故等対処設備による原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らないが，ＮＵＲＥＧ-1465 の想定とＭＡＡＰ解析の事象進展に大きな差はなく，本評価においてＮＵＲＥＧ-1465 の知見は利用可能と判断している。
第 17-5 表 ＭＡＡＰ事象進展とＮＵＲＥＧ−1465 の想定の比較
燃料被覆管損傷が開始し，ギャッ
プから放射性物質が放出される期間

炉心溶融が開始し，溶融燃料が原
子炉圧力容器破損するまでの期
間ＭＡＡＰ

約 4 分〜約 27 分※５

約 27 分〜約 3.3 時間※６

ＮＵＲＥＧ-1465〜30 分

30 分〜2 時間※5 炉心損傷開始（燃料被覆管 1,000 ）〜燃料溶融開始（燃料温度 2,500 ）※6 原子炉注水をしない場合における原子炉圧力容器破損時間(本評価においては原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らない)
17-4

以下，各核種グループにおける放出割合の具体的な評価手法を示す。
(1) 希ガスグループ，ＣｓＩグループ，ＣｓＯＨグループ
希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ解析結果から得られた放出割合を採用する。
なお，Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの放出割合，I 元
素とＣｓ元素の原子炉停止直後の炉内蓄積重量より，式 1 を用いて評価する。（式 1 の導出過程は，参考 2 参照）−
FCs T
FCｓOH T
FCｓI T
MI
MCｓ
WI
W Cｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉内蓄積重量：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量(2) 中・低揮発性の核種グループ
中低揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ解析から得られた放出割合は採用せず，Ｍ
ＡＡＰ解析の結果から得られたＣｓの放出割合，希ガスグループの放出割合及びＮＵＲＥＧ-1465 の知見を利用して放出割合を評価する。
ここで，中・低揮発性の核種における放出割合の経時的な振る舞いは，格納容器ベントからの放出については希ガス，原子炉建屋への漏えいについてはＣｓと同一になるものとし※７，事象発生から 168 時間経過時点におけるＣｓの放出割合に対する当該核種グループの放出割合の比率はＮＵＲＥＧ-1465 で得られた比率に等しいとして，式 2 及び式 3 に基づき評価する。また，第 17-6 表に，ＮＵＲＥＧ-1465 で評価された原子炉格納容器内への放出割合を示す。
【格納容器圧力逃がし装置への放出】

＝

168

（式 2）

【原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい】

＝

（式 3）

F i T ：時刻 T における i 番目のＭＡＡＰ核種グループの放出割合
F N G T ：時刻 T における希ガスグループの放出割合
F C S T ：時刻 T におけるＣｓの放出割合
γ i ：ＮＵＲＥＧ-1465 における i 番目のＭＡＡＰ核種グループに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合
γ C s：ＮＵＲＥＧ-1465 におけるＣｓに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出
17-5

割合
※7 原子炉格納容器内に放出された中・低揮発性の核種グループは，粒子状として振る舞い，沈着やドライウェルスプレイ等による除去効果を受けると考えられる。したがって，
中・低揮発性の核種グループの原子炉建屋への漏えいについては，沈着等による除去効
果を受けるＣｓの振る舞いに近いと考えられる。
また，中・低揮発性の核種グループは，Ｃｓに比べて原子炉格納容器内に放出される量が少なく，壁面等への付着量も少ない。したがって，格納容器圧力逃がし装置への放出については，格納容器ベントに伴い大気に放出された後も，壁面等に付着した放射性物
質の再浮遊に伴い大気への放出が生じるＣｓではなく，原子炉格納容器気相部に浮遊し，壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における放出割合」は，「各時刻における希ガスグループ又はＣｓの放出割合」に比例するものとする。
第 17-6 表 ＮＵＲＥＧ-1465 での原子炉格納容器内への放出割合
核種グループ
原子炉格納容器への放出割合※８Cs
0.25
TeO２，Sb
0.05
SrO，BaO
0.02
MoO２
0.0025
CeO２
0.0005La２O３0.0002※8 ＮＵＲＥＧ-1465 の Table3.12「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値の和（ＮＵＲＥＧ-1465 では，「Gap Release」，「Early In-Vessel」，「Ex-Vessel」及び「Late
In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。本評価事象は原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値を用いる。
）

17-6

参考 1 大気への放出量評価過程について
大気への放出量は，「核種ごとに評価した炉内蓄積量」に「ＭＡＡＰにより評価した核種グループ
ごとの原子炉格納容器外への放出割合」を乗じることで算出する。本評価において考慮したＭＡＡ
Ｐにおける核種グル―プと各グループの核種を第 17-7 表に示す。なお，ＭＡＡＰにおける核種グループとＮＵＲＥＧ−1465 における核種グループの比較は第 17-1 図のとおりであり，分類数に違いはあるが，取り扱っている核種は同等である。
第 17-7 表 ＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種
核種グループ

核種※９

希ガス類

Ｋｒ，Ｘｅ

ＣｓＩ類

Ｉ

ＣｓＯＨ類

Ｃｓ，Ｒｂ

Ｓｂ類

Ｓｂ

ＴｅＯ２類

Ｔｅ

ＳｒＯ類

Ｓｒ

ＢａＯ類

Ｂａ

ＭｏＯ２類

Ｍｏ，Ｃｏ，Ｔｃ，Ｒｕ，Ｒｈ

ＣｅＯ２類

Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ
Ｌａ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ，

Ｌａ２Ｏ３類Ｐｒ，Ｎｄ，Ａｍ，Ｃｍ※9 本評価において「Ｔｅ２類」及び「ＵＯ２類」の核種グループに対するＭＡＡＰ解析結
果がゼロのため，対象外とした。

17-7

第 17-1 図 ＭＡＡＰ及びＮＵＲＥＧ−1465 における核種グループの比較（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」
（抜粋））

17-8

参考 2 Ｃｓの放出割合の評価式について
Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの放出割合，I 及びＣｓの原
子炉停止直後の炉内蓄積重量並びにＩ及びＣｓの分子量を用いて，下記の式 1 により評価している。
ここでは，式 1 の導出過程について示す。

−

FCs T
FCｓOH T
FCｓI T
MI
M Cｓ
WI
W Cｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉内蓄積重量：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量

1．ＣｓＩに含まれるＣｓＩは全てＣｓＩとして存在しているため，ＣｓＩ中に含まれるＣｓは，ＣｓＩ中に含まれるＩの重量にＩ及びＣｓの分子量の比を乗ずることで算出する。

MCs CsI T ：時刻 T におけるＣｓＩ中に含まれるＣｓの放出量
2．ＣｓＯＨに含まれるＣｓ
ＣｓはＣｓＩ又はＣｓＯＨのいずれかの形態で存在しているため，ＣｓＯＨ中に含まれるＣｓは，１．で算出したＣｓＩ中に含まれるＣｓを差引くことで算出する。

MCs OH T ：時刻 T におけるＣｓＯＨ中に含まれるＣｓの放出量3．Ｃｓの放出割合
1．及び 2．で得られたＣｓの放出量をＣｓの炉内蓄積重量で除することで，Ｃｓの放出割合を算出する。

17-9

−

17-10

参考 3 ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合について
被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＧ-1465 の放出割合を第17-8 表に示す。第 17-8 表のとおり，Ｃｓ及びＩについてはＭＡＡＰ解析結果の方が大きい。また，
希ガスについては，ＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合の方が大きいが，これは東海第二の想定事故シナ
リオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するためと考える。
第 17-8 表 ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合
ＭＡＡＰ

ＮＵＲＥＧ-1465※８

希ガス

約 0.951Ｉ

約 0.780.30

Ｃｓ

約 0.37

0.25

17-11

23.

全面マスクによる防護係数について

炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性に係る被ばく評価において，以下の検討を踏まえ，全面マスクの防護係数として 50 を使用している。
1．厚生労働省労働基準局長通知について「電離放射線障害防止規則の一部を改正する省令の施行等について」（基発 0412
第1号

都道府県労働局長あて厚生労働省労働基準局長通知）(以下「基発 0412 第 1号」という。)によると「200 万ベクレル毎キログラムを超える事故由来廃棄物等を取り扱う作業であって，粉じん濃度が 10 ミリグラム毎立方メートルを超える場所における作業を取り扱う場合，内部被ばく線量を 1 年につき 1 ミリシーベルト以下とするため，漏れを考慮しても，50 以上の防護係数を期待できる捕集効率 99.9％以上の全面型防じんマスクの着用を義務付けたものであること」としている。
●以下，電離放射線障害防止規則（最終改正：平成 25 年 7 月 8 日）抜粋
第 38 条事業者は，第 28 条の規定により明示した区域内の作業又は緊急作業その他の作業で，第 3 条第 3 項の厚生労働大臣が定める限度を超えて汚染された空気を吸入するおそれのあるものに労働者を従事させるときは，その汚染の程度に応じて防じん
マスク，防毒マスク，ホースマスク，酸素呼吸器等の有効な呼吸用保護具を備え，これらをその作業に従事する労働者に使用させなければならない。
●以下，基発 0412 第 1 号（平成 25 年 4 月 12 日抜粋）
キ

保護具（第 38 条関係）①

第 1 項の「有効な呼吸用保護具」は，次に掲げる作業の区分及び事故由来廃棄物

等の放射能濃度の区分に応じた捕集効率を持つ呼吸用保護具又はこれと同等以上のものをいうこと。
放射能濃度
200 万 Bq／kg 超

放射能濃度
放射能濃度
50 万 Bq／kg 超
50 万 Bq／kg 以下
200 万 Bq／kg 以下
捕集効率 99.9 ％ 捕集効率 95 ％以上 捕集効率 80 ％以上
高濃度粉じん作業（粉じん濃度 10 mg 以上／ m ３ 超 の 場 所 に お （全面型）
ける作業）
高濃度粉じん作業以 捕集効率 95 ％以 捕集効率 80 ％以上 捕集効率 80 ％以上
外の作業
上（粉じん濃度 10 mg／m３以下の場所における作業）

23-1

②防じんマスクの捕集効率については，200 万ベクレル毎キログラムの超える事故由来廃棄物を扱う作業であって，粉じん濃度が 10 ミリグラム毎立方メートルを超える
場所における作業を行う場合，内部被ばく線量を 1 年につき 1 ミリシーベルト以下とするため，漏れを考慮しても，50 以上の防護係数を期待できる捕集効率 99.9％以上の全面型防じんマスクの着用を義務付けたものであること。
2．マスクメーカーによる除染係数検査結果について
全面マスクを納入しているマスクメーカーにおいて，全面マスク（よう素用吸収缶）についての除染係数を検査している。本検査は，放射性ヨウ化メチルを用い，除染係数を算出したものである。その結果は第 23-1 表に示すとおりであり，DF≧1.21（フィルタの透過率は 0.083 ％以
×10３と十分な除染係数を有することを確認した。
下）
第 23-1 表
入口濃度(Bq／cm3)

マスクメーカーによる除染係数検査結果

4 時間後
出口濃度

10 時間後DF 値(Bq／cm３)

出口濃度

DF 値

(Bq／cm３)

9.45×10−２

4.17×10−７

2.27×10５

8.33×10−７

1.13×10５

7.59×10−５

6.25×10−８

1.21×10３

2.78×10−８

2.73×10３

試験条件

試験流量：20 L／min
通気温度：30 ℃
相対湿度:95 ％RH

また，同じくマスクメーカーにより全面マスクの漏れ率を検査しており，最大でも 0.01 ％であった。この漏れ率と除染係数（フィルタ透過率）から計算される防護係数は約 1,075 であった。
3．呼吸用保護具着用に関する教育・訓練について
東海第二発電所では，定期検査等において定期的に着用の機会があることから，
基本的に呼吸用保護具着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教育・訓練を実施している。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用した呼吸用保護具着用訓練において，漏れ率（フィルタ透過率を含む）2 ％を担保できるよう正しく呼吸用保護具を着用できていることを確認する。
今後とも，さらに教育・訓練を進めていき，呼吸用保護具着用の熟練度を高めて
行く。

23-2

26. エアロゾルの乾性沈着速度について
中央制御室の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（1.2cm／s，添付 16 参照）を用いており，沈着速度の評価に当たっては，乾性沈着速度として 0.3cm／s を用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551※１に基づき 0.3cm／s と設定した。NUREG/CR-4551
では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内も同様の構成であるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551
では 0.5μm〜5μm の粒径に対して検討されているが，格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N. Slinn の検討※２によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1μm〜5μm の粒径では沈着速度は 0.3cm／s
程度（第 26-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として 0.3cm／s を適用できると判断した。

26-1

第 26-1 図 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-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2

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

26-2

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について
シビアアクシデント時に格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル粒径分布として「0.1μm〜5μm」の範囲であることは，粒径分布に関して実施されている研究を基に設定している。
シビアアクシデント時には格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビア
アクシデント時の粒径分布を想定し，「格納容器内でのエアロゾルの挙動」及び「格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された第 26-1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，
シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，
海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第 26-1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 26-1 表に示す。
この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（格納容器，原子炉冷却材
配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
したがって，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm〜5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

26-3

第 26-1 表 シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番
号

試験名又は
報告書名等

エアロゾル粒径
（μm）

備 考

①

LACE LA2※１

約0.5〜5（第26-2図参照）

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの格納容器閉じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験
格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビング効果のモデル化を紹介したレポート②

NUREG/CR-5901

0.25〜2.5（参考1-1）③

AECLが実施した試
験※３

0.1〜3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目した
実験④

PBF-SFD※３

0.29〜0.56（参考1-2）

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

0.5〜0.65（参考1-2）

シビアアクシデント時のFP挙動の実験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP実験の格
納容器内のエアロゾル挙動に着目した実
験の結果）

⑤

※1

※２

PHEBUS-FP※３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations for LWR
Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2, ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C.
Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND
LA2※2

D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol Scrubbing
by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3

STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)26-4

第26-2図 LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化
グラフ

26-5

参考1-1 NUREG/CR-5901の抜粋

26-6

26-7

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

第26-2表 試験の概要
試験の概要

試験名又は報告書名等
AFCLが実施した実験

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

PBF-SFD

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PHEBUS研究炉で実施された，シPHEBUS FP

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

26-8

27. 地表面への沈着速度の設定について
地表面への放射性物質の沈着は，第 27-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈着によって発生する。
乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。
湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウト係数によって計算される。

第 27-1 図 地表面沈着のイメージ
中央制御室の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度 0.3cm／s の 4 倍である 1.2cm／s※１を用いている。
※１ 有機よう素の地表面への沈着速度としては 4.0×10−３cm／s「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和 51 年 9 月 28 日原子力委
員会決定，一部改訂 平成 13 年 3 月 29 日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の 2〜3 倍大きい値となる」と示されている。
これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の 4倍と設定した。
以下では，湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の 4 倍として設定した妥当性を検討
した。
1.

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

27-1

(1) 乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル 3PSA 編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下「学会標準」という。）解説
4.7 を参考に評価した。学会標準解説 4.7 では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは内規[【解説 5.3】①]に従い，地上高さの相対濃度を用いた。
χ/Q
χ/Q

x, y, zχ/Q x, y, zVV ・χ/Q x, y, zx, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m２]：時刻 i での相対濃度[s／m３]：沈着速度[m／s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）(2) 湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける。湿性沈着率（χ/Ｑ)w(x,y)i は学会標準解説 4.11 より以下のように表される。
∞

χ/Q

x, y

Λ・

χ/Q x, y, z dz

χ/Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ
・・・・・②

χ/Qx, y：時刻 i での湿性沈着率[1／m２]

χ/Q x, y, 0

：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]

Λ

（ 9.5

Pr . 学会標準より）

10P：時刻 i での降水強度[mm／h]Σ：時刻 i での建屋影響を考慮した放射性雲の鉛直方向の拡散幅[m]h：放出高さ[m]乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値と，乾性沈着率の累積出
現頻度 97％値の比は以下で定義される。
乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）
・χ/

, ,

χ/

, ,

・χ/

2.

Λ
, ,

πΣ

Σ

％

・・・・・③％

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方
地表面沈着率の累積出現頻度は，気象指針に記載されているχ／Ｑの累積出現頻度 97％値の求め方※２に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 27-2 図参照）。

27-2

（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を
1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 27-2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ／Ｑの累積出現頻度と異なる）。
※２（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。

27-3

降水がない時刻は，湿性沈着率はゼロ

方位
（風
向）

風速
（m／
s）

大気
安定度

ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）
ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）

4.3

F

Ｓ
（Ｎ）

1.4

・・・

・・・

・・・

・・・

3/31

ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）

5.5

D

日時

4/1 1:00

4/1 2:00

4/1 3:00

24:00

乾性沈着
率
χ／Ｑ
３
（s／m ） （1／m２）
（①）

降水量
（mm／
hr）

湿性沈着
率
（1／m２）
（②）

地表面沈着
率
（①＋②）

○×10−９00○×10−９○×10−９1.0○×10−８○×10−８○×10−９1.5○×10−８○×10−８

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

○×10−

○×10−１00○×10−１０

７

０

○×10−
６

4.5

E

○×10−
６

F

○×10−
６

評価対象方位の時刻のみχ／Ｑ
及び乾性沈着率が出現
評価対象方位以外のχ／Ｑはゼロとなるため，地表面沈着率はゼロとなる。
地表面沈着率の累積出現頻度 97％値
地表面沈着率の並び替えであり，気象条件
によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限らない。
（従来のχ／Ｑ計算とは順番が異なる。
）

評価対象方位をＳＷとし，地表面沈着率の出現頻度を昇順に並び替え

No

出現頻度
（％）

χ／Ｑ
（s／m３）

1
2
・・・
○○
○○
・・・
×××

0.000
0.003
・・・
97.00497.010・・・
100.00000・・・○×10−６○×10−６・・・○×10−５

地表面沈着率
（①
＋
②）
0
0
・・・
○×10−９○×10−９・・・○×10−８

第 27-2 図 地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

27-4

3.

評価結果
第 27-1 表に中央制御室の評価点についての検討結果を示す。乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値と，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値の比は 1.2 程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の 4 倍と設定することは保守的であるといえる。
第 27-1 表 沈着率評価結果
評価点

放出点

中央制御室

原子炉

中心

建屋

建屋出入口

原子炉
建屋

相対濃度
３

（s／m ）① 乾性沈着率２（1／m ）②乾性沈着率+
湿性沈着率（1
／m２）

比
（②／①）

8.3×10−４

2.5×10−６

2.9×10−６

1.1

8.2×10−４

2.5×10−６

2.9×10−６

1.2

27-5

28. 有機よう素の乾性沈着速度について
今回の評価では，原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈
着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に乾性沈着速度を 10−３cm／s とし，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度の 4 倍である 4×10−３cm／s を設定した。以下にその根拠を示す。
（１）英国放射線防護庁（ＮＲＰＢ）による報告
英国放射線防護庁 大気拡散委員会による年次レポート（ＮＲＰＢ−Ｒ３２２※１）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下の通り報告されている。
・植物に対する沈着速度のbest judgement として 10−５m／s(10−３cm／s)を推奨（２）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で 10-4〜10-2cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し，僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価
においてはその影響は無視できる。
以上のことから有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度 0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また原子力発電所構内は,コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されているが，エアロゾルへの沈着速度の実験結果（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４５５１)によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって有機よう素の乾性沈着速度として，ＮＲＰＢ−Ｒ３２２の植物に対する沈着速度である 10−３cm／s を用いるのは妥当と判断した。
※1：NRPB-R322-Atomospheric Dispersion Moddeling Liaison Committee Annual Report,1988-99

28-1

NRPB-R322 ANNEX-A 「2.2 Iodine」の抜粋

28-2

31

遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱いと影響評価

1.

遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱い
二次遮蔽をモデル化するにあたり，ブローアウトパネルによる遮蔽厚の差は考慮していない。これは，二次遮蔽内の構造物（床や内壁，原子炉格納容器等）を詳細にモデル化しない等の保守性を含め，モデルの単純化を行っていることによる。
2.

ブローアウトパネルによる遮蔽厚の差を考慮した場合の影響評価例
原子炉建屋の 5 階の壁（コンクリート）ははcm，6 階の壁はcm，ブローアウトパネル

mm 厚さの鋼板である。ブローアウトパネル部分はコンクリート遮蔽がないものとして，原子炉冷却材喪失時の周辺公衆の線量（添付書類十）を試算した例がある。ブローア
ウトパネル部分をコンクリート遮蔽がないとした場合，影響を受ける被ばく経路は大気へ放出される放射性物質によるもの，原子炉建屋内の核分裂生成物による直接線及びスカイ
シャイン線のうち直接線（参考参照）である。試算例によればブローアウトパネルを考慮した場合，第 31-1 表の通り合計で約 1.1 倍程度であり，影響は小さい。なお，実際にはブローアウトパネルは鋼板であるため，鉄の遮蔽効果に期待できる。
第 31-1 表 ブローアウトパネルの影響評価項

目

大気へ放出される核分裂生成物による実効線量
原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量
原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量
合計

ベース評価＊1

影響評価（ブローア
ウトパネル部分の遮蔽なしとした場合）（単位：mSv）
左記結果にブローアウトパネル板厚を考慮した場合

約 1.4×10-4←←

約 1.3×10-5

約 2.3×10-5（約 1.8 倍）

約 1.4×10-5＊2（約 1.1 倍）

約 4.7×10-6←←

約 1.6×10-4

約 1.7×10-4（約 1.1 倍）

約 1.6×10-4（約 1.0 倍）＊1：ベース評価は，原子炉熱出力向上の検討で試算した評価（既許可評価より，全希ガス
漏洩率（ｆ値）を 3.33×1010Bq から 1.11×1010Bq に，気象資料を 1981 年度から 2005年度に変更等の条件変更した評価）である。
＊2：直接線による実効線量への寄与が大きい Xe-133 のγ線の実効線量透過率は，鉄 mm
で3.

であり，この効果を考慮し評価

中央制御室及び緊急時対策所の居住性評価への影響
2.の評価で原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量はブローアウトパ

ネルの鋼板の効果を考慮した場合，約 1.1 倍に増加していることから，居住性評価につい31-1

ても直接線の寄与分が同様の比率で増加するものとし影響を確認した。第 31-2 表の通りいずれも基準を十分満足する結果となっている。

31-2

第 31-2 表 居住性評価への影響（単位：mSv）
項 目

室内
作業時
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

入退域時

ベース評価

影響評価

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 7.8×10-1

約 8.9×10-1

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.4×10-4←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 9.6×10-1←

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量

約 4.6×101←

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質による実効線量

約 4.7×100←

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 2.4×10-3

約 2.7×10-3

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 2.6×10-1←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 6.9×10-3←

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質による実効線量

約 8.0×100

←

合計

室内
作業時
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（原子炉
冷却材喪失時）
入退域時

重大事故時の緊
急時対策所の居住性に係る被ば
く評価

約 60

約 60

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 1.6×100

約 1.8×100

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 3.9×10-4←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 3.4×10-2←

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量

約 2.0×10-1←

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 9.0×10-3

約 1.0×10-2

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.0×100←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 3.5×10-2

←

合計

約 2.9

約 3.1

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 1.1×10-3

約 1.2×10-3

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.8×10-6←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 4.9×10-2←

約 3.5×101←

約 1.8×10-1

←

約 35

約 35

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による実効線量合計

基準値

合計 100

合計 100

合計 100

以上

31-3

参考
ブローアウトパネルを考慮した直接線及びスカイシャイン線の影響について
原子炉冷却材喪失時の周辺公衆の線量評価において，ブローアウトパネル部分はコンクリ
ート遮蔽がないとしたときの直接線及びスカイシャイン線による線量評価への影響について以下に述べる。評価地点と原子炉建屋の位置関係を第 1 図に示す。
直接線による線量の評価において影響があるブローアウトパネルは，評価地点から直視できる原子炉建屋の西側の 3 枚となる。
スカイシャイン線による線量の評価では，評価地点から直視できる部分（原子炉建屋の西側 3 枚のブローアウトパネル注 1）及び評価地点から直視できない部分（原子炉建屋の北側 3枚，東側 3 枚及び南側 3 枚のブローアウトパネル注 1）から散乱するスカイシャイン線の影
響が考えられる。評価地点から直視できる部分については，直接線の評価で散乱するスカイ
シャイン線の影響も考慮されている。評価地点から直視できない部分から散乱するスカイシ
ャイン線の線量は，散乱線による線量評価に係る文献注 2 によれば，直視できる部分からの直接線による線量と比較して 4 桁以上低い結果となっている。このため，評価地点から直視できない部分から散乱するスカイシャイン線は，直接線及びスカイシャイン線の試算結果に有意な影響を与えない。
注 1 直接線及びスカイシャイン線の線量評価で影響を考慮するブローアウトパネルは，開放機構を設置する 10 枚及び閉鎖する 2 枚の合計 12 枚とする。
注 2(1) H. Hirayama, Y. Harima, et al. , Data Library of Line-and Conical-BeamResponse Functions And Four-Parameter Empirical Formula in Approximating
Response Functions for Gamma-ray Skyshine Dose Analyses , High Energy
Accelerator Research Organization(KEK),2008(2) 散乱角 0°のときの線量約 3.0×10-19 Sv/photon に対し，散乱角を 90°としたときの線量は約 2.1×10-24 Sv/photon となる。ここで，ガンマ線エネルギは原子炉冷却材喪失時の線源のうち，コンプトン散乱後評価地点に到達しやすい高エネルギ 3
MeV，評価距離は 500 m とした。
散乱角

原子炉
建屋

：直接線及びスカイシャイン線評価地点（原子炉建屋から見て西側）：評価地点から直視できる原子炉建屋の西側壁面：評価地点から直視できない原子炉建屋の北側，東側及び南側壁面：ブローアウトパネル部分を考慮した直接線：ブローアウトパネル部分を考慮したスカイシャイン線

第 1 図 評価地点と原子炉建屋の位置関係

31-4

散乱角

散乱角

33.

重大事故等時の一次遮蔽の熱除去の評価について

炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性評価（以下「居住性評価」という）においては，一次遮蔽が十分なコンクリート厚さを有しているため，原子炉格納容器内の放射性物質からのガンマ線の影響は無視できるほど小さく考慮していない。ここでは，重大事故等時の原子炉格納容器内の放射性物質からのガンマ線による一次遮蔽の温度上昇を考慮した一次遮蔽の熱除去の評価を行い，一次遮蔽の遮蔽機能上問題ないことを確認する。
熱除去の評価では，伝熱理論に基づいた解析手法により遮蔽体の温度上昇を計算する。評価に当たっては，線量計算で求める遮蔽体のガンマ線入射線束よりガンマ発熱量を求めて遮蔽体の温度上昇を計算し，その結果が，コンクリートのガンマ線遮蔽能力に対する温度制限値以下となることを確認する。

1．ガンマ線発熱量の評価
想定事象としては，居住性評価に用いている「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」とし，ガンマ線による発熱量評価の対象線源は原子炉格納容器内の放射性物質及び原子炉建屋原子炉棟内に放出された放射性物質とする。
評価に用いる放射能濃度は，居住性評価の評価期間である7日間の放射能濃度分布を基に設定する。放射能濃度を基に算出したガンマ線線源強度を第1表に示す。また，ＱＡＤ−ＣＧＧ
Ｐ２Ｒコードを使用し，対象線源からの吸収線量を評価する。原子炉建屋及び原子炉格納容器の立面図を第1図，一次遮蔽の吸収線量評価に使用した計算モデル及び評価点を第2図に示す。
なお，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉棟内の配管，支持構造物等による自己遮蔽効
果については保守的に考慮しない。

2．温度上昇の計算方法
1．により得られたガンマ線吸収線量の分布を用いた一次遮蔽内部発熱，一次遮蔽表面の熱伝達率及びコンクリートの熱伝導率を用いて，一次遮蔽内部の温度分布を求める。温度分布の計算には以下の熱伝導方程式を用い，一次遮蔽内側，外側の境界条件を設定し，収束計算により温度分布を求める。なお，コンクリート密度は2.23 g/cm3を用いる。

λ

ｄ2Ｔ
ｄｘ2

＋Ｑ(ｘ) ＝ 0λ：熱伝導率（kJ/(cm・h・℃)）

Ｑ(ｘ)：一次遮蔽内側表面からの距離ｘにおける発熱量＊1（kJ/(cm3・h)）33-1

また，遮蔽表面の境界条件は次式で与えられる。

ｑ ＝ ｈ・Δｔ

注記ｑ：伝達される熱量（kJ/(cm2・h)）ｈ：自然対流熱伝達係数（kJ/(cm3・h・℃)）

Δｔ：遮蔽表面とその周辺の温度差（℃）＊1：Ｑ(ｘ)は，ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードで計算した距離毎の対象線源からの吸収線量（kGy/h=kJ/(kg・h)）にコンクリート密度（2.23×10-3 kg/cm3）を乗じて発熱量（kJ/(cm3・h)）を算出し，それを指数関数で近似し設定する。

重大事故等時の原子炉格納容器表面温度（最高温度157 ℃＊2）及び原子炉建屋原子炉棟内雰
囲気温度（最高温度65.6 ℃＊2）について保守的に一定温度として境界条件を設定し計算する。
計算した一次遮蔽の温度分布を第3図に示す。

注記＊2：温度設定の保守性については以下のとおりである。
・一次遮蔽の内側，外側の温度は時間変化するが，保守的に最高温度で一定として設定している。
・原子炉建屋原子炉棟内雰囲気温度 65.6 ℃は，重大事故等時の条件による温度評価（原子炉建屋原子炉棟外壁からの放熱を考慮）の結果を包絡する保守的な温度として設定している。
・重大事故等時の条件による温度評価においては，ガンマ線の発熱を考慮した評価を行っている（温度評価で熱源として考慮している核分裂生成物の崩壊熱には崩壊に伴い放出されるガンマ線による熱も含んでいる）。

3．まとめ
一次遮蔽のコンクリート温度は，一次遮蔽内部でのガンマ線による温度上昇を考慮しても第3図に示すとおり166 ℃以下となり，「遮蔽設計基準等に関する現状調査報告（1977年，日本
原子力学会）」において示されているガンマ線に対するコンクリート温度制限値177 ℃以下であることを確認した。

33-2

第1表

ガンマ線線源強度

エネルギ

原子炉格納容器内線源強度

原子炉建屋原子炉棟内線源強度（MeV）（cm-3・s-1）（cm-3・s-1）

0.01

約3.7×107

約9.0×1040.025

約2.7×107

約5.4×104

0.0375

約3.5×108

約1.0×1060.0575

約2.7×106

約3.9×1030.085

約3.1×108

約9.2×105

0.125

約2.3×106

約2.6×1030.225

約1.3×108

約1.2×105

0.375

約4.5×107

約8.0×104

0.575

約1.3×108

約1.8×1050.85

約6.7×107

約9.9×1041.25

約2.0×107

約2.3×1041.75

約4.9×106

約2.8×103

2.25

約7.7×106

約2.5×1032.75

約5.2×105

約9.4×101

3.5

約1.6×104

約1.4×1005.0

約2.0×10-4

約3.0×10-77.0

約2.3×10-5

約3.4×10-8

9.5

約2.6×10-6

約3.9×10-9

33-3

第1図

第2図

原子炉建屋及び原子炉格納容器の立面図

一次遮蔽の吸収線量評価に使用した計算モデル及び評価点（立面図）
33-4

第3図

一次遮蔽内部の温度分布33-534. 審査ガイドへの適合状況
実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第 74 条（原子炉制御室）

1. 第 74 条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

b）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

34-1① 設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷

1b)→審査ガイドの趣旨に基づき評価①格納容器圧力逃がし装置による格納容器破損防止対策を考慮する事故シーケンスを選定している。
②マスク着用は考慮する場合と考慮しない場合とで評価している。

の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に③運転員の勤務形態（5 直 2 交代）を考慮して評価している。

機能した場合）を想定すること。

④運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認し② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
4.居住性に係る被ばく評価の標準評価手法ている。

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
4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1 →審査ガイドのとおり① 居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し，「4.2

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

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし，保守

解析条件」に基づいて評価している。実験等に基づいて検証され的な仮定及び条件の適用を否定するものではない。

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。

している。

③ 不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超える場合には，感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。
（１）被ばく経路34-2

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評
価では，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，原子4.1 (1)→ 審査ガイドのとおり
中央制御室居住性に係る被ばく経路は図 1 のとおり，①〜⑤の経路に対して評価している。

炉制御室の居住性に係る被ばく経路を，図 2 に，緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
ただし，合理的な理由がある場合は，この経路によらないことができる。
① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／

4.1 (1) ①→審査ガイドのとおり

緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉建屋（二次格納施設（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。

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

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
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
よる中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室での外部被ばく線量を評価している。
4.1(1)②→審査ガイドのとおり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

大気中に放出された放射性物質からのガンマ線によ中央制御室／緊急時対策所内での被ばく大気中へ放出された放射性物質から放室での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出

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

量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線遮蔽効計算する。

果を踏まえて運転員の外部被ばく(クラウドシャイン)を評価し一 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

ている。

34-3

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）③ 外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制
御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

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)についても考慮して評価している。
4.1(1)③→審査ガイドのとおり
中央制御室内に取り込まれた放射性物質は，中央制御室に沈着せず浮遊しているものとして評価している。

時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を，次の二つ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。

事故期間中に大気中に放出された放射性物質の一部は外気か

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込

ら中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部

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
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
被ばくの和として実効線量を評価している。

まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく④ 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ば

4.1(1)④→審査ガイドのとおり

く
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

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入退域時の外部被ばく線量を評価している。
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域

34-4

時の外部被ばく線量を評価している。
⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく大気中へ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

4.1(1)⑤→審査ガイドのとおり
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域計算する。

時の被ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待

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

しないこと以外は「4.1(1)②大気中へ放出された放射性物質によドシャイン）

る中央制御室内での被ばく」と同様な手段で，放射性物質からの二 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（グガンマ線による外部被ばくおよび吸入摂取による内部被ばくのランドシャイン）和として実効線量を評価している。地表面に沈着した放射物質放三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

射性物質からのガンマ線についても考慮して評価している。

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（２）評価の手順
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。
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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

4.1(2)→審査ガイドのとおり
中央制御室居住性に係る被ばくは，図 3 の手順に基づいて評価している。
4.1(2)a.→審査ガイドのとおり

く評価に用いるソースタームを設定する。

34-5

・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評価事象については，炉心の著しい損傷が発生するシーケンス策の有効性評価（ 参 2）で想定する格納容器破損モードのうち，原子「大 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力

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電源喪失」を選定する。また，放出放射能量の観点から，代替循なる事故収束に成功した事故シーケンス（この場合，格納容器破損防環冷却系の機能喪失を仮定し，格納容器圧力逃がし装置による格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

納容器ベントを実施する場合を想定する。

析を基に，大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物
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，放大気中への放射性物質の放出量については，MAAP 解析結果を

射性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発元に設定しているが，放出割合については，TMI-2 事故や福島第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一原子力発電所事故での知見も踏まえた設定としている。

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。
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。
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.→審査ガイドのとおり
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

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 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.→審査ガイドのとおり
原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，原子炉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

34-6

要員の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（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

4.1(2)d.→審査ガイドのとおり
前項 c.の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量を計算している。
前項 a.及び b.の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物する。

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

・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く線量を計算している。

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

前項 a.及び b.の結果を用いて，中央制御室内に外気から取りする。

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

・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

く線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

時対策所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
e．上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準を満たしているかどうかを確認する。

4.1(2)e.→審査ガイドのとおり

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

上記 d.で計算した線量の合計値が，「判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確
４．２ 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等
a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備

認している。
4.2(1)a.→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率とフィルタ効率して，設計値である 95%を，中央制御室換気設備のフィルタ除去

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

効率は，設計上期待できる値として，有機よう素は 95%，無機よに設定する。

う素及び粒子状物質は 99%として評価している。

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。

34-7

b．空気流入率
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。
新設の場合では，空気流入率は，設計値を基に設定する。
（なお，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後，設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。）

4.2(1)b.→審査ガイドのとおり
中央制御室待避室に待避している間は，空気の流入は考慮しない。
中央制御室待避室に待避していない間は，空気流入率を 1 回/ｈとした。

（２）大気拡散a．放射性物質の大気拡散・放射性物質の空気中濃度は，放出源高さ及び気象条件に応じて，空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定した
ガウスプルームモデルを適用して計算する。

4.2(2)a.→審査ガイドのとおり
放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。

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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。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から・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2006 年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いてくとも 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。

いる。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には，水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針（参 3）における相関式を用いて計算する。

水平方向及び鉛直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気
安定度に応じて，気象指針の相関式を用いて計算している。
放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）から近距離の建屋（原・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子炉建屋）の影響を受けるため，建屋による巻き込みを考慮し，な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には，建屋による巻き建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

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。

34-8

・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一〜三の全ての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

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
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放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

三 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評価点(中央制御室等)は，巻き込みを生じる建屋(原子炉建屋)

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，建屋の影響の風下側にある。

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はないものとして大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流

・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側拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方

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位 9 方位(中央制御室及び入退域))を対象としている。

ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく，図 5 に示すように，建屋の後流側の拡がりの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

34-9

している。
b．建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b.→審査ガイドのとおり・巻き込みを生じる代表建屋

建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

1) 原子炉建屋の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込

放出源（格納容器圧力逃がし装置配管）から最も近く，巻き込みによる拡散が生じているものとする。

みの影響が最も大きい建屋として原子炉建屋を代表建屋として

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，原子いる。

炉補助建屋，タービン建屋，コントロ−ル建屋及び燃料取り扱い建屋等，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

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

面の選定
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には，次の i)又は ii)によって，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i) 事故時に外気取入を行う場合は，主に給気口を介しての外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

34-102) 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

建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には間欠的御室／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，代表に外気を取り入れる。代表面として建屋側面を選定し、保守的に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。

地上高さにおける濃度を評価している。

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場合は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
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。

建屋側面を選定しており，評価点は中央制御室内の最も線量が高い位置とする。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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／緊急時制
御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は代表面として建屋側面を選定し、保守的に地上高さにおける濃度を評価している。

小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合，例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室内の最も線量が34-11する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

高い位置としている。また，放出点と評価点の直線距離に基づき，また，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れ濃度評価の拡散パラメータを算出している。直線距離の評価に当ている場合は，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する

たっては，保守的に評価点が放出点と同じ高さであると仮定し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た。

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／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し，対応する風下距離から拡
散パラメ−タを算出してもよい。
またσy＝0 及びσz＝0 として，σy0，σz0 の値を適用してもよい。
・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

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では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であを選定し，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出がある複数の方位(評価方位は 9 方位)を対象としている。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのでは建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居なく，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

住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

を対象として評価している。

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。

34-12i） 放出点が評価点の風上にあること
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放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

るような範囲に，評価点が存在すること。この条件に該当する風向の放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価

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 の点の風上となる 180°を対象としている。

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ｍ１は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
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 に示す方法を用

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点いることができる。評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図 7 のに及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 9 方位)を評価方位

ハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ２は放出点が評価として選定している。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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「・着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定してい対策所が属する建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代る。

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。

34-13

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。
・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

風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としている。
原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対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。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
地表面高さから上側の面積を求める。また，方位によって，代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも，原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c．相対濃度及び相対線量
・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

4.2(2)c.→審査ガイドのとおり
相対濃度は，毎時刻の気象項目(風向，風速，大気安定度)及び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。

実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価してい・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線る。

量計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。

34-14

・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%

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
マ線計算モデルに適用し，計算している。
年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻のに当たる値とする。

風向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いてい・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る。

に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

相対濃度及び相対線量の詳細は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価している。

d．地表面への沈着
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。
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)d.→審査ガイドのとおり
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
面沈着濃度を計算している。
4.2(2)e.→審査ガイドのとおり

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中か

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

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況による空気が直接流入することを仮定している。
プルーム通過中は運転員は中央制御室待避室に待避し、室内を備によって室内に取り入れること（外気取入）

加圧するため外気取入れ及び空気流入はないものとして評価し二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入するこている。

と（空気流入）・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質は，一様混合すると仮定する。

中央制御室内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

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

34-15

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外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，中央制御室の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。

転条件に従って計算する。
・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

空気流入量は中央制御室のバウンダリ体積（容積）を用いて計算している。

／緊急時対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／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

4.2(3)a.→審査ガイドのとおり
外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャイン・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，に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算

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して計算している。

算係数の積で計算する。

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・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

中央制御室の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／
緊急時制御室／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

4.2(3)b.→審査ガイドのとおり
中央制御室の運転員のグランドシャインによる外部被ばくについては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

は，地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換
算係数の積で計算する。

34-16

・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

4.2(3)c.→審査ガイドのとおり
中央制御室内における内部被ばくについては，空気中濃度，呼時対策所内での内部被ばく

吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して・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計算している。

れた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は，室内の空気中時
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。
・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／緊急時対策所内でマスク着用を考慮

中央制御室内では室内で放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。
事象発生から 3 時間及び入退域時にマスクを着用することと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する。その場合は，マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
した。

求める。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ま

4.2(3)d.→審査ガイドのとおりれた放射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

中央制御室内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する

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

外部被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算して数の積で計算する。

いる。

34-17

・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中央制御室で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

いるものと仮定する。
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（クラウドシャイン）

4.2(3)e.→審査ガイドのとおり
外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャイン・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，に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算

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して計算している。

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（グランドシャイン）

4.2(3)f.→審査ガイドのとおり
入退域時の運転員のグランドシャインによる外部被ばくにつ・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量

いては，地表沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく

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

線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

算係数の積で計算する。

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g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.2(3)g.→審査ガイドのとおり・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

入退域時の運転員の内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸

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率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して計計算する。

算している。

・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。

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域
時にマスクを着用することとした。

h. 被ばく線量の重ね合わせ
・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

34-18

設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが，各原子炉施設から被ばく経路別に個別に評価を実施して，その結果を合算することは保守的な結果を与える。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。

4.2(3)ｈ.→複数原子炉施設は設置されていないため考慮しない

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

４．４ 緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主
要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1)→審査ガイドのとおり

a．原子炉格納容器への放出割合
・原子炉格納容器への放出割合は 4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定する。
・希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び La 類を考慮する。

34-19

・なお格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ素類の形状を適切に4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。
希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び La 類を考慮している。
よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

考慮する。
（２）非常用電源
非常用電源の作動については 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。
ただし，代替交流電源からの給電を考慮する場合は，給電までに要4.4(2)→審査ガイドのとおり
4.1(2)a で選定した事故シーケンスと同じ電源条件を設定している。なお，ソースターム条件設定に当たり，代替電源からの給電に要する時間を考慮している。

する余裕時間を見込むこと（３）沈着・除去等
a．非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)

4.4(3)a→審査ガイドのとおり

非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)の動作に

4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をついては 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基もとに非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の作動を設定に設定する。

している。

b. 非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)フィル

4.4(3)b→審査ガイドのとおり

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タ効率
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のフィルタ効率は期待しない。

基に設定する。
なお，フィルタ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。
c.原子炉格納容器スプレイ
原子炉格納容器スプレイの作動については 4.1(2)a で選定した事故
シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

4.4(3)c→審査ガイドのとおり
格納容器スプレイの作動については 4.1(2)a で選定した事故
シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

34-20

d.原子炉格納容器内への自然沈着
原子炉格納容器内への自然沈着率については，実験などから得られた適切なモデルを基に設定する。
e.原子炉格納容器漏えい率
原子炉格納容器漏えい率は 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事
故進展解析条件を基に設定する。

4.4(3)d→審査ガイドのとおり
格納容器内への自然沈着率については，CSE 実験による知見を反映したモデルとしている。
4.4(3)e→審査ガイドのとおり
原子炉格納容器漏えい率については 4.1(2)a で選定した事故
シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

f.原子炉制御室の非常用換気空調設備
原子炉制御室の非常用換気空調設備の作動については，非常用電源

4.4(3)f→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備の起動時間については全交流動力の作動状態を基に設定する。

電源喪失を想定した遅れを有効性評価で設定した 2 時間として（４）大気拡散評価した。

a．放出開始時刻及び放出継続時間
・放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は，4.1(2)a4.4(4)a.→審査ガイドのとおり
放射性物質の大気中への放出開始時刻は 4.1(2)a で選定した

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で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。
放射性物質の大気中への放出継続時間は,保守的に 1 時間としている。

b．放出源高さ
放出源高さは，4.1(2)a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放出を仮定する。4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム

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

解析結果を基に，放出エネルギーを考慮してもよい。
（５）線量評価

34-21

a．原子炉建屋内の 放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室内

4.4(5)a→審査ガイドのとおり

での外部被ばく・4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に，4.1(2)a で選定した事故シーケンスの解析結果を基に，想定事

想定事故時に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物

故時に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定し，スカイシ

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

ャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。

マ線及び直接ガンマ線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして，事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。

原子炉建屋内の放射性物質は，自由空間体積に均一に分布しているものとして計算している。

・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接

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ガンマ線による外部被ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮へび直接ガンマ線による外部被ばく線量は，積算線源強度，施設のい構造及び地形条件から計算する。

位置・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮蔽構造（原子炉建屋外部遮蔽構造，中央制御室遮蔽構造）から計算している。
直接ガンマ線による外部被ばく線量をＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコ

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
ード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量をＡＮＩＳ
Ｎコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒコードで計算している。

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

ばく

び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量は，4.3(5)a と・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 と同様同様の計算している。

34-22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 と同様に設定する。

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34-23
図 1→審査ガイドのとおり

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34-24

図 3→審査ガイドのとおり

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34-25
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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34-26
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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34-27
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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34-28
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-29
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-30
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-31
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-32
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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図 8→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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図 9,図 10→審査ガイドのとおり