1 安全性評価に係るご説明事項について これまでの面談 監視チーム会合の場においてご説明済みの安全評価に係わる案件につきましては いただいたコメント等も踏まえて以下の項目 内容にて追加評価等を実施中であります 準備が整った項目から順次詳細なご説明をさせていただきます 項目 評価概要と状況 1 地震

事故等に係るご説明事項

及び大規模損壊への対応について

平成29年10月10日

日本原子力研究開発機構（JAEA）

＜資料１＞

DRAFT

安全性評価に係るご説明事項について

これまでの面談、監視チーム会合の場においてご説明済みの安全評価に係わる案件につきましては、

いただいたコメント等も踏まえて以下の項目、内容にて追加評価等を実施中であります。準備が整っ

た項目から順次詳細なご説明をさせていただきます。

項目 評価概要と状況 １ 地震 地震が廃止措置段階における事故発生要因にならないことを、耐震BC、ストレステスト評価結 果を用いてご説明準備中。 燃料取扱設備でストレステスト対象としていなかった設備の評価を実施中。 2 溢水 内部溢水による禁水エリアへの影響、対応策をご説明準備中。 ３ 火山活動 火山灰堆積による影響についてご説明準備中。 4 竜巻 竜巻規模をフジタスケールF3（最大風速100m/s）として、飛来物の評価及び飛来物による 建物コンクリートの裏面剥離評価を実施中。先行実用炉での最新の審査状況(平成29年6月 16日柏崎ヒア)を反映し、本評価はフジタモデルにて評価しております。 ５ 燃料取扱事故評価 廃止措置段階における燃料取扱中の事故を想定し、周辺公衆に与える放射性よう素、放射性 希ガスによる放射線被ばくが十分小さいことのご説明準備中。 ６ １次冷却材漏えい事 故評価 廃止措置段階における１次冷却材事故を想定し、周辺公衆に与えるNa-22による放射線被ばくが十分小さいことのご説明準備中。 ７ 除熱機能喪失事故評 価 最も厳しい状況を想定して、原子炉容器、炉外燃料貯蔵槽、燃料池の冷却機能（燃料池では水喪失）に期待しなくても、燃料被覆管が破損しないことのご説明準備中。 ８ 燃料池の未臨界性評 価 燃料池における使用済燃料の貯蔵状態（缶詰缶有・無、水の有・無）を想定して、使用済燃料の未臨界性が維持されることのご説明準備中。面談時コメント(水密度ではなく水位低下で評 価)を踏まえた参考評価を実施中。 ９ スカイシャイン評価 燃料池の水が喪失した状態における、スカイシャイン線による周辺公衆の放射線被ばくへの影響 について評価を実施中。

DRAFT

大規模損壊への対応について

１．大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動

２．大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び使

用済燃料の損傷を緩和するための対策

３．大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策

「保安規定の認可の審査に関する考え方」において大規模損壊発生時における発電用原

子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関し、下記に示す事項が示されている。

「大規模な自然災害」及び「故意による大型航空機の衝突その他テロリズム」による大規模な

災害発生した場合に対し、放射性物質の放出低減を第一目的とした対応を検討中である。

具体的には、必要な資機材、機能を期待できる資機材を整理し、不足がある場合は追加す

るとともに、位置的分散の強化を目的とした配置変更を行う。現在、既存の設備、可搬型設

備を最大限活用するなど合理的に達成可能な影響緩和策を検討中であり、この検討状況を

ご説明させていただく。

DRAFT

1. 大規模な火災が発生した場合における消火活動

１．大規模な火災が発生した場合における消火活動

1-(a) 故意による大型航空機衝突による大規模火災について

→放射性物質を保有する格納容器及び原子炉補助建物を衝突対象とした場合の大規模

火災について、その影響範囲、燃料火災に対応可能な資機材等を整理する。現有設備

を最大限活用することを検討し、追加が必要な資機材を整備するとともに、位置的分散

の強化が必要な場合は配置変更を行う。

1-(b) 大規模な1次系ナトリウム火災について

→大規模な自然災害によって生じた格納容器内での大規模な1次系ナトリウム火災につい

て、放射性物質の放出低減を最優先とした被害拡大の防止を目的として、影響緩和策

を検討する。火災源の低減の観点からは、可燃物であるナトリウムを削減することが有効

なことから、１次系ナトリウムを早期にドレンができるようにドレン手順の見直し対応等を行

う。また、大規模な自然災害時にも影響緩和に期待できる消火方策を検討する。

DRAFT

1-(a) 故意による大型航空機衝突による大規模火災について

故意による大型航空機衝突における影響範囲

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消火能力について

現有消火設備の容量

ポンプ・消火剤等

_{能力・保有量等}

消火水槽

250㎥

電動機駆動消火ポンプ

_{(揚程：85m)}

4500ℓ/min

予備消火ポンプ

(ディーゼルエンジン駆動)

_{(揚程：85m)}

4500ℓ/min

化学消防車

400ℓ/min

泡消火薬剤保有量

_{約2000ℓ(消火設備用}

約2500ℓ(消防車用)

_注

₎

注：ディーゼル燃料貯蔵タンク、補助ボイラ燃料タンクの火災 対応として泡消火設備が設置されている。

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DRAFT

空港業務マニュアル要求と現有のもんじゅ消火設備との比較

空港業務マニュアル

注１

(

空港カテゴリー９)

もんじゅの現有設備

放水量

24300ℓ

25000ℓ（消火水槽）

混合泡溶液の放水量

9000ℓ/min

400ℓ/min(化学消防車)

泡消火薬剤の保有量

(3％濃縮：性能レベルB)

1458ℓ

注２

_{(化学消防車用)}

約2500ℓ

注１：空港業務マニュアルで は、離発着機の大きさに より空港カテゴリーが定 められており、大型旅客 機は空港カテゴリー9に 該当。 注2：空港業務マニュアルでは、 2倍の泡消火薬剤を保 有することが規定されて いる。 24300ℓ×3％ ×2倍＝1458ℓ

泡消火薬剤保有量は空港業務マニュアル要求を満足するが、混合泡溶液の放水能力が空港

業務マニュアルを満足しない。泡消火剤混合溶液放水の強化策を検討する。

消火ポンプ２台並列運用までを考慮すると、9000ℓ/minの放水能力を有しており、これらの

設備の活用も含めて検討する。

DRAFT

消火活動に利用可能な水源

貯水容量

淡水貯槽：2000㎥

注１

ろ過水槽：1500㎥

注１、注2

純水貯槽：2000㎥

注2 注１：ろ過水槽及び淡水貯槽か らは、現有の消火水槽(貯水 量250㎥)に水の補給が可能 な設計 注2：ろ過水槽、純水貯槽は使用 状況により保有水量が変動

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DRAFT

消火活動に利用可能な淡水供給設備

ポンプ名 数量 流量 揚程 電動機電源 備 考 ろ過水移送ポンプ ２台 44㎥/h 80ｍ 440V 22kW／台 揚程が80mと消火ポンプとほぼ_{同等、流量が相対的に大} 碍子洗浄ポンプ ２台 90㎥/h 190ｍ 440V 90kW／台 揚程が190mと大きく、高所ま_{で水が送れる} 純水供給ポンプ ３台 80㎥/h 80m 440V 37kW／台 揚程が80mと消火ポンプとほぼ_{同等、流量が相対的に大}

現有の消火設備を補完する設備

消防設備以外にも淡水供給系から消火用の水を供給することが可能。下表に淡水供給設備の

中で、消火活動に利用可能なポンプ一覧を示す。

ろ過水供給系及び純水供給系の配管に、消防ホースを繋ぎ込める接続口等を追加し、淡水供

給設備を、大規模火災発生時に現有の消火設備を補完する設備として活用する。

消火活動に活用可能なポンプ一覧

この他、可搬式小型動力ポンプ(62m

3

_{/h)の活用も検討する。}

DRAFT

参考：化学消防車と泡消火薬剤の保有量

保管場所

保有量

化学消防自動車

化学消防車搭載薬液タ

_{ンク（500ℓ）に充填}

500ℓ

水槽付消防自動車 20ℓ缶×5缶

100ℓ

消防車庫

20ℓ缶×84缶

1680ℓ

車庫

20ℓ缶×14缶

280ℓ

総量 2560ℓ

化学消防自動車搭

載薬液タンクに充填し

ている泡消火薬剤

泡消火薬剤として、合成界面活性剤系泡消火薬

剤（3％型）性能レベルＢ国家検定品を総量

2560ℓ以上を保有している。

国際民間航空機関（ICAO）で規定されている空港カ

テゴリー9の泡消火薬剤（3％）性能レベルBの泡消火薬

剤の必要保有量に対して、約1.76倍の薬剤を保有。

DRAFT

1-(b) 大規模な1次系ナトリウム火災について

火災源低減のための1次冷却材漏えい事故への対応

原子炉容器

循環ポンプ

中間熱交換器

NsL EL33.05 ：電動弁 ：手動弁 ：1次アルゴンガス系 ：ベントライン ：ドレンライン ガス系へ ガス系へ タンクへ タンクへ タンクへ ｵｰﾊﾞﾌﾛｰ ｺﾗﾑ 注：オーバフローコラムと主冷却系配管をつなぐオーバフロー戻り配管の接続 位置は、図の見やすさを優先しており、正確ではない。 運転中の1次冷却材漏えい事故（小規模漏えい）に対しては、炉心の除熱を優先し、系統温度が200℃まで下がった 後、ベントラインとドレンラインの予熱ヒーターを投入してフリーズシールしている弁のナトリウムを溶融。弁を開け主冷却系の 冷却材をドレンする運用。廃止措置段階では冷却系に除熱機能を期待しないことから、大規模損壊までを考慮した冷却

DRAFT

参考：廃止措置段階において早期ドレンに必要なライン

原子炉容器

循環ポンプ

中間熱交換器

NsL EL33.05 ：電動弁 ：手動弁 ：1次アルゴンガス系 ：ベントライン ：ドレンライン ガス系へ ガス系へ タンクへ タンクへ タンクへ ｵｰﾊﾞﾌﾛｰ ｺﾗﾑ 1次主冷却系のドレンに必要なベントライン、ドレンラインを示す。循環ポンプ出口配管（原子炉容器入口配管）のベント

DRAFT

消火方策の例：ナトレックス消火器

対象区画

_{（型番ナトレックスM20型）}

ナトレックス消火器

原子炉建物

74個

原子炉補助建物

130個

メンテナンス・廃棄物処理建物

4個

第1、第2倉庫エリア

10個

車庫

20個

１．ナトリウムの漏えいによる火災に対しては、密閉窒息消火及び自然鎮火、系統内ナトリウムの緊急ド

レンを前提としているが、小規模な火災に対しては初期消火を目的としてナトレックス消火器を配置。

２．ナトレックス消火器の主な配置状況は以下のとおり。

３．ナトレックス消火器の準備量は、以下の量を上回る量で配備。

・ 作業員が緊急対応として初期消火活動に費やせる時間は約2分間で、その時の火面の大きさは部屋の容積

当たり(2.5 cm

2

_/m

3

_{)として消火可能面積を求める。消火に必要な薬剤量を18kg/m}

2

_{(3cm厚さで散布す}

る)として必要なナトレックス量を算定。

ナトレックス消火器の主な配置状況

ナトレックスM20型仕様

・薬剤重量：4.0kg

・加圧用ガス：CO

₂

155ｇ

・放射時間：約15秒（20℃）

・消火面積：約1m

DRAFT

２．使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策

及び使用済燃料の損傷を緩和するための対策

２．使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び使用済燃料の損傷を

緩和するための対策

2-(a) 燃料池への給水による水位確保について

→「大規模な自然災害」または「故意による大型航空機の衝突その他テロリズム」によって、

燃料池の水位が低下した場合であっても、現状の崩壊熱では、燃料池水位の低下及び

冷却機能の喪失に対して、燃料被覆管の破損リスクは極めて低いことから、水位を確保す

るための影響緩和策は必ずしも必要ない。ただし、事故時の周辺公衆のスカイシャイン線

による被ばくを低減する観点から給水による水位確保は必要であり、その方策等を検討す

る。

2-(b) 使用済燃料の損傷緩和について

→現状の崩壊熱では、燃料池水の喪失に対して、燃料被覆管の破損リスクは極めて低いこ

とから、使用済燃料への水スプレイ等の対策は必ずしも必要なく、上記２-(a)の対策に包

含される。

DRAFT

2-(a) 燃料池への給水による水位確保について

②燃料池への給水による水位確保方策について

消火栓・消火水槽への複数の取水箇所(ろ過水槽、純水貯槽、淡水貯槽)からの給水体制、消防

車等の可搬型設備を使用した複数の取水箇所(消火水槽、中央付替水路)からの給水体制を整備・

運用している。給水ルート構築を阻害する要因となるような瓦礫等が発生している場合でも、配備済み

の重機を使用することで、給水ルートの構築は可能である。

消防車 （2台）

400ℓ/min

_{（1台あたり）}

可搬式小型動力ポンプ

1030ℓ/min

消防用ホース

20m長ホース：

_50本以上

配備済みホイールローダ

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DRAFT

評価上の原点

【評価の概要】

・使用済燃料等からの直接ガンマ線を評価

（QADコードにて計算）

・貯蔵される全ての使用済燃料及びそれ以外の炉心

構成要素（中性子しゃへい体等）を線源として想定

・燃料池エリアでの給水活動を想定して使用済燃

料キャスク詰ピットを原点として評価エリアを設定

・評価エリアとして、十分なしゃへいが期待できる地

点（評価エリア①）と、期待できない地点（評価エリ

ア②）の2種類を設定。

モデル化 約11.5m 約23m 【補足】 ・線源は貯蔵ラックに一様に分布し ていると仮定。 ・線源の想定として、過去の40EFPD の出力運転を前提に、2017年4月 1日時点までの冷却を考慮。

燃料池水喪失時における燃料池エリアの実効線量率の評価（1/2）

評価エリア① 評価エリア② 評価エリア②

計算モデル概念図（AA断面）

貯蔵ラック （線源） 貯蔵ラック （線源） 燃料池 （水喪失） キャスク洗浄ピット（空間） 燃料池 （水喪失） 使用済燃料キャスク 詰ピット ( 水喪失 ) コンクリート コンクリート （空間） （空間）

貯蔵ラック

（線源）

燃料池（水喪失） 燃料池エリア キャスク洗浄ピット（空間）

DRAFT

1.0E-19 1.0E-17 1.0E-15 1.0E-13 1.0E-11 1.0E-09 1.0E-07 1.0E-05 1.0E-03 1.0E-01 1.0E+01 1.0E+03 1.0E+05 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 600 650 700 750 800 実効線量率 (mS v/ h) キャスク詰ピットの端からの距離(cm)

線量率の評価結果

燃料池水喪失時における燃料池エリアの実効線量率の評価（2/2）

燃料池水喪失時において、燃料エリア内には線量率が局所的に高い地点もあるが、それでも

キャスク詰ピットから450cmの距離を取ることで実効線量率は0.5 mSv/hを下回る。その他

の地点の線量率は十分に低い。

⇒燃料池水が喪失しても燃料池エリアへの立入、給水作業等の実施は可能な見通し。

評価エリア① しゃへいが期待できる地点 評価エリア② しゃへいが期待できない地点

DRAFT

３．放射性物質の放出を低減するための対策

３．放射性物質の放出を低減するための対策

3-(a) 格納容器外・建物外から放射性物質の拡散を抑制する対応

「大規模な自然災害」または「故意による大型航空機の衝突その他テロリズム」によって閉

じ込め機能が期待できない状態で放射性物質が拡散する災害について、放射性物質の拡

散抑制を目的として、影響緩和策を検討する。具体的には、可搬型の火災対策を活用した

放水について、冷却材のナトリウムに水が掛けられないことを考慮した放水方法、配置等を検

討する。

DRAFT

まとめ

○ 「保安規定の認可の審査に関する考え方」において大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の

保全のための活動を行う体制の整備を要求される災害について、既存の設備、可搬型設備を最大限活

用するなど合理的に達成可能な影響緩和策を検討中。現在の整理、検討状況を以下にまとめる。

１．大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動

故意による大型航空機衝突による大規模火災への対応については、放射性物質を保有する格納容器及び原子

炉補助建物を衝突対象とした場合の大規模火災について、その影響範囲、燃料火災に対応可能な資機材等を整

理し、追加が必要な資機材を整備するとともに、位置的分散の強化が必要な場合は配置変更を行う。

大規模な自然災害によって生じた格納容器内での大規模な1次系ナトリウム火災について、放射性物質の放出

低減を最優先とした被害拡大の防止を目的として、影響緩和策を検討する。火災源低減の観点から、１次系ナトリ

ウムを早期にドレンができるようにドレン手順の見直し対応等を行う。また、大規模な自然災害時にも影響緩和に期

待できる消火方策を検討する。

２．大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び使用済燃料の損傷を緩和する

ための対策

「大規模な自然災害」または「故意による大型航空機の衝突その他テロリズム」によって、燃料池の水位が低下し

た場合であっても、現状の崩壊熱では、燃料池水位の低下及び冷却機能の喪失に対して、燃料被覆管の破損リス

クは極めて低いことから、水位を確保するための影響緩和策は必ずしも必要ない。ただし、周辺公衆のスカイシャイン

線による被ばくを低減する観点から給水による水位確保は必要であり、その方策等を検討する。

３．大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策

「大規模な自然災害」または「故意による大型航空機の衝突その他テロリズム」によって閉じ込め機能が期待できな

い状態で放射性物質が拡散する災害について、放射性物質の拡散抑制を目的として、影響緩和策を検討する。具

DRAFT

参考資料

参考①：水中燃料貯蔵設備（燃料池）の未臨界性評価 (1/2)

計算条件

① 燃料の種類：

最も反応度の大きい実燃料の新燃料集合体

（初装荷燃料Ⅲ型、外側炉心用：核分裂性プルトニウム富化度 約21wt%）

② 計算コード

と核データ ： 臨界安全評価で実績のあるSCALEコードシステムに最新の核データENDF/B-VIIを使用

③ 計算モデル ： ・水平方向は

無限配列

、垂直方向は有限（上部は水7m、下部はコンクリート3m）

・貯蔵ラック内の

燃料集合体の偏心を考慮

・燃料体の仕様等は変動範囲のうち未臨界評価上厳しくなる値を採用

④ パラメータ ： 缶詰缶の有無、缶詰缶内外の

水密度0.0～1.0 (g/cm

3

₎

⑤ 不確かさ ： モンテカルロ計算の統計誤差(3σ）

未臨界性の基準

最も厳しくなる場合でも、実効増倍率0.95（設計での制限値）を下回ること

（0.95の妥当性はベンチマーク問題により確認）

燃料池

の未臨界性については

、

現有の解析コードを用いて評価を実施しているが、改めて最新

の解析コードを適用し、

「燃料池水の喪失」を想定しても臨界とならないことを確認する。

DRAFT

参考①：水中燃料貯蔵設備（燃料池）の未臨界性評価 (2/2)

「貯蔵ラックの無限配列」を想定 「貯蔵ラック内の燃料集合体の偏心配置」を想定 （水平断面） （垂直断面） 配列 ピッチ 貯蔵ラック 燃料池 ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ ・・・ 配列 ピッチ 缶詰缶 燃料集合体 ・ 通常配列ピッチ：_32.0cm ・ 偏心配列ピッチ： 29.0cm 缶詰缶 使用時 缶詰缶 不使用時 燃料集合体 ・ 通常配列ピッチ：32.0cm ・ 偏心配列ピッチ： 26.9cm 「燃料池水 喪失状態」 を想定 （缶詰缶内：水あり）

解析モデル概要

DRAFT

参考②：燃料池の燃料等の熱的評価について（1/2）

計算モデル概要

・

冷却機能喪失

に加え、

燃料池水は、全て喪失

したものとする。

・缶詰缶内の水は保持されているとする。

・評価範囲は、被ふく管肉厚中心～建屋外雰囲気

・定常状態に達した最終状態の温度分布を計算。

使用済燃料からの熱は、建屋の天井及び 側面（一面のみ考慮）での熱伝導により 建屋外に放出される。 発熱部 47kW 境界条件 70℃ 境界条件 40℃

i）缶詰缶有の場合

ii）缶詰缶無の場合

単位流路

単位流路

燃料缶詰缶用 遮へい体用 燃料集合体

DRAFT

参考②：燃料池の燃料等の熱的評価について（2/2）

鉛直方向の断面図と空気の流路

燃料池室の換気と 送風は考慮せず、 缶詰缶の外は空 気の自然対流熱 伝達のみとする。 保守的となるよう空 気の自然対流の流 路を小さくするため に、発熱部下端ま で水があるものとし た

i）缶詰缶有の場合

ii）缶詰缶無の場合

缶詰缶内は、 水の流動が ないものとし て径方向の 熱伝導のみ で計算 水 缶詰 缶 ラッパ管 λ_sus λ_w λ_sus λ_ave λc 缶詰缶表面 CL 93cm （燃料高さ） 燃料ペレット、ギャップ、被ふく管及び水 の面積重み平均により算出

発熱部

205W

缶詰缶無の場合の計算は、 本モデルは未使用 被ふく管肉厚中心 約160℃（缶詰缶有） 約280℃（缶詰缶無かつ燃料発熱部下端まで水有） 燃料ペレット部 （発熱部） 集合体 間隙 ラック上段の仕切り ラック中段の仕切り 間隙 水 L_hf

燃料池の使用済燃料貯蔵について、具体的貯蔵方法（缶詰

缶への貯蔵燃料）が確定した段階で、貯蔵方法に合わせて熱

的評価結果を再整理し提示する予定。

DRAFT

参考③：炉心の燃料等の熱的評価について（1/2）

計算モデル概要

燃料ペレット中 心温度 R/V内側表 面温度 R/V室雰 囲気温度 隣接部屋雰囲 気温度

②

①

③

・１次主冷却系の

Na循環停止を想定

・評価範囲は、燃料ペレット中心～RV室隣接部屋

・定常状態に達した最終状態の温度分布を計算。

・評価対象を

３領域（①～③）に分けて、計算モデルを作成

。

原子炉 中間熱交換器(IHX) 3 ループ 1次主冷却系 循環ポンプ

もんじゅの

1次主冷却系

①

②

③

隣接部屋 R/V室

Inner core subassembly Blanket subassembly Outer core subassembly

Shielding subassembly Control rod 内側炉心燃料集合体 外側炉心燃料集合体 ブランケット燃料集合体 制御棒 中性子遮へい体

DRAFT

参考③：炉心の燃料等の熱的評価について（2/2）

コンクリート 内側鋼板 外側鋼板 hn λco λs λs hn R/V室 雰囲気 隣接部屋雰囲気

①生体遮へい壁からの放熱

隣接部屋雰 囲気温度 R/V室雰 囲気温度 R/V室雰囲気及 びR/V CL K

②R/Vからの放熱

R/V室雰 囲気温度 R/V内側 表面温度 実機の測定 データに基づ き算出（液 位はSsL） 自然対流 熱伝達

境界条件

40℃

③R/V内部の熱伝導

内側炉心領域 ギャップ 被ふく管肉厚中心 約540℃ ﾌﾞﾗﾝｹｯﾄ領域 中間胴Na 燃料 ペレット 遮へい体領_域 仮想燃料ピン（1ピン） を配置（実際は、制御 棒が配置） 炉心槽 外側炉心領域

h_gλc λi,ave λo,ave λb,ave λsus λnaλsus λ_na λf λc R/V内側 表面温度 Na 燃料ペレット中心温度 CL 93cm（燃料高さ） SUSのみ R/V内は、Naの流動が ないものとして径方向の 熱伝導のみで計算

発熱部

30kW

燃料ピン、冷却材Na、ラッパ管の面積重み平 均により算出 R/V内側 表面温度 R/V室雰 囲気温度 隣接部屋雰 囲気温度 ② ① ③ 燃料ペレット 中心温度 被ふく管肉厚中心 約540℃

DRAFT

参考④：主な放射性物質の内蔵量

※1 燃料池 原子炉格納容器 燃料交換装置 原子炉補助建物 燃料検査設備 炉外燃料 貯蔵槽 燃料出入設備 走行台車 燃料洗浄設備 燃料缶詰設備 水中台車 キャスク 燃料貯蔵ラック 燃料移送機 原子炉建物 オーバフロータンク ２次主 冷却系 コールド トラップ 中間 熱交換器 原子炉容器 圧縮機 減衰タンク サージ_タンク 常温活性炭 吸着塔収納設備 廃ガス 圧縮機 排気筒 廃棄ガス 受入れ管 廃棄ガス貯槽 エゼクタ １次アルゴンガス系設備 気体廃棄物処理設備 活性炭吸着塔装置 地下 台車 燃料池内の燃料中※2 希ガス：3.0×1011_Bq よう素：2.2×109_Bq （最大貯蔵538体分) 燃料取扱設備での燃料中※2 希ガス：1.8×109_Bq よう素：1.4×107_Bq （取扱い1体分） 気体廃棄物処理系 FP：燃料破損実績なし 原子炉容器内の燃料中※2 希ガス：1.2×1011_Bq よう素：8.8×108_Bq （現在貯蔵370体分） 原子炉容器内の冷却材中 FP：燃料破損実績なし Na-22：3.3×109_Bq (Naインベントリ498m3₎※3 ※1：平成29年4月現在の評価値または推定値。 ※2： 希ガス：ガンマ線0.5MeV換算 よう素：I-131等価換算 ※3：Na温度200℃相当の容積

DRAFT

参考⑤：現状の放射性物質の内蔵量での被ばく線量評価

(燃料池における燃料取扱い事故)(1/2)

【放出経路】：

使用済燃料中の希ガス、よう素は水中に放出され、建物内の気中に移行した後、換気系を介さず地

上から放散。

キャスク 使用済燃料 貯蔵ラック Na 原子炉格納容器 原子炉補助建物 燃料出入通路 排気筒 燃料出入機 燃料缶詰設備 燃料交換装置 転プラグ 事故 浄化フィルタ ユニット（チャコール） 浄化 ファン 地下 台車 キャスク 燃料検査槽 地上放 水によるよう素 （除染係数500

DRAFT

参考⑤：現状の放射性物質の内蔵量での被ばく線量評価

(燃料池における燃料取扱い事故)(2/2)

使用済燃料1体ギャップ中 よう素放射能：約1.4×107_Bq 燃料池水内よう素放射能：約1.4×107_Bq 水によるよう素低減 よう素除染係数500 I-131等価換算 （ギャップ中の全量が瞬時に燃料池水内に放出） よう素の大気放出量：約2.7×104_Bq 敷地境界におけるよう素の吸入摂取による小 児の実効線量：約2.9×10-8_mSv 地上放散 使用済燃料1体ギャップ中 希ガス放射能：約1.8×109_Bq 燃料池水内希ガス放射能：約1.8×109_Bq ガンマ線0.5MeV換算 （ギャップ中の全量が瞬時に燃料池水内に放出） 希ガスの大気放出量：約1.8×109_Bq 敷地境界における希ガスのガンマ線による実 効線量：約1.2×10-6_mSv 地上放散 よう素 希ガス

・燃料池での事故における敷地境界での実効線量は合計で約1.3×10

-6

_mSv。

・水によるよう素の低減効果を無視（保守的な条件）した場合、合計で約1.6×10

-5

_mSv

※

_{。また、最大}

の放出となることから、全ての燃料取扱い中における事故を包絡する。

平成29年4月現在の放射能 平成29年4月現在の放射能

DRAFT