島根原子力発電所2号炉施設の耐震重要度分類の変更について · 影響が実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（昭和53 年通商産業

島根原子力発電所２号炉

施設の耐震重要度分類の変更について

平成28年 5月

中国電力株式会社

島根原子力発電所２号炉審査資料

資料番号 EP-051 改 01

提出年月日平成 28 年 5 月 13 日

本資料のうち，枠囲みの内容は機密に係る事項のため公開できません。

目次

１．施設の耐震重要度分類変更の理由

２．耐震重要度分類に係る経緯

３．B クラスに該当する施設に係る主要な論点

４．島根原子力発電所２号炉における施設の耐震重要度分類の変更

（１）線量評価結果

（２）施設の耐震重要度分類の変更

添付－１耐震補強工事における配管サポートの補強・追設点数

添付－２設備を B クラスから C クラスに変更した場合のリスク評価

添付－３耐震重要度分類に係る検討経緯について

添付－４設置許可基準規則の解釈に係る内規，JEAG 4601 等の関連資料

1

１．施設の耐震重要度分類変更の理由

「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置

許可基準規則」という）において，施設の耐震重要度は，公衆への放射線影響の程度に応じて分類

することとされているが，島根２号炉建設時の設置許可申請では，放射性物質を内蔵する設備（建

物・構造物および S クラスの設備を除く。以下同じ。）のうち，ほぼすべての設備を B クラスとし

て設計を行った。BWR プラントはタービン系の設備に放射性物質を内蔵するため，建設時の耐震

重要度分類では，B クラスとなる範囲が PWR プラントよりもかなり広く，新規制基準へ適合する

ためには非常に多くの耐震補強工事が必要となる。

一方，内包する放射性物質の量は設備により大きく異なり，大部分の設備については，その破損

による公衆への放射線影響は周辺監視区域外における年間の線量限度に比べて小さい。公衆への放

射線影響の十分に小さい設備を B クラスから C クラスに変更した場合，地震への耐力が小さくな

るため地震に対する放射線影響のリスクが増大することになるが，そのリスクの増加は小さい。

以上を踏まえ，島根２号炉の新規制基準適合性申請に当たっては，設備破損による公衆への放射

線影響を定量的に評価し，その結果に基づき合理的に耐震重要度分類を行うこととした。

２．耐震重要度分類に係る経緯

設計基準対象施設の耐震設計は，我が国の原子力発電所の建設当初から大きく分けて 3 つのク

ラスに分類して行われている。

耐震重要度分類の基本的な考え方は「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「旧

指針」という）として昭和 53 年 9 月に原子力委員会（当時）で決定を受け，昭和 56 年 7 月に原

子力安全委員会（当時）にて決定された。なお，その後の耐震設計審査指針（平成 18 年 9 月 19

日原子力安全委員会決定）及び設置許可基準規則並びにその解釈においても，耐震重要度分類の

考え方は変更されていない。

旧指針に基づく工事計画認可段階における耐震安全性の審査にあたっては，設備ごとの耐震重

要度の分類等について詳細な確認が必要であることから，「原子力発電所の耐震設計指針（内規）」

（以下「内規」という）が昭和 59 年 4 月に定められた。また，民間規格としては「原子力発電

所耐震設計技術指針重要度分類・許容応力編（JEAG 4601・補-1984）」（以下「JEAG 4601」

という）が取りまとめられた。なお，JEAG 4601 は「耐震設計に係る工認審査ガイド（平成 25

年 6 月 19 日，原子力規制委員会決定）」において『施設の耐震設計上の重要度分類は，JEAG 4601

を参考に，（以下略）』とされている。耐震重要度分類に係る経緯の詳細を添付－３に示す。

３．B クラスに該当する施設に係る主要な論点

国の原子炉安全技術専門部会耐震設計小委員会における検討資料「原子炉施設安全上の重要度分

類（案）」を参考に，旧指針における耐震重要度分類の機能上の分類クラス別施設を表１のとおり

整理した。

今回の申請における施設の耐震重要度分類の変更は，公衆への放射線影響の十分に小さい設備を

B クラスから C クラスに変更することが主であることから，設置許可基準規則の解釈における B

クラス施設の記載を踏まえて，耐震重要度分類を変更するにあたっての主要な論点を整理した。主

要な論点及びその論点に係る旧指針，内規及び JEAG 4601 制定時の検討・審議並びに当社の考え

を表２に示す。

2

表１．耐震設計審査指針（旧指針）における耐震重要度分類の機能上の分類と量的効果に応じたクラス別施設

機能上の分類量的効果の大小

【α】量的効果の大きいもの【β】量的効果の比較的小さいもの

１．自ら放射性物質を内蔵しているか又は内蔵している施

設に直接関係しており，その機能のそう失により放射性

物質を外部に放散する可能性のあるもの

【1A】

適切な安全措置を講じなければ，

さらに大きな事故に拡大する可能

性のあるもの。

A クラス（1A－α）

(ⅰ)「原子炉冷却材圧力バウンダリ」（軽水炉についての安全設

計に関する審査指針について記載されている定義に同じ。）

を構成する機器・配管系

A クラス（1A－β）

(ⅱ)使用済燃料を貯蔵するための施設

【1B】

拡大性のないもの。

B クラス（1B－α）

(ⅰ)原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，一次

冷却材を内蔵しているか又は内蔵しうる施設

(ⅱ)放射性廃棄物を内蔵している施設。ただし，内蔵量が少な

いか又は貯蔵方式によりその破損によって公衆に与える放

射線の影響が年間の周辺監視区域外の線量限度に比べ十分

小さいものは除く。

(ⅲ)放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破

損により公衆及び従業員に過大な放射線被曝を与える可能

性のある施設

C クラス

放射性物質を内蔵しているかこれに関連した設備で，B クラス

に属さない設備

２．放射性物質を外部に放散する事態を防止するために必要なもの

A クラス（2－α）

(ⅲ)原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するた

めの施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設

(ⅳ)原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設

(ⅴ)原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱

を除去するために必要な施設

B クラス（2－β）

(ⅳ)使用済燃料を冷却するための施設

３．事故発生の際に，外部に放散される放射性物質による影響を低減させるために必要なもの

A クラス（3－α）

(ⅵ)原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に圧力障壁とな

り放射性物質の拡散を直接防ぐための施設

(ⅶ)放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を

抑制するための施設で上記(ⅵ)以外の施設

B クラス（3－β）

(ⅴ)放射性物質の放出を伴うような場合，その外部放散を抑制

するための施設で A クラスに属さない施設

４．１，２，３以外で一般産業と同等の安全性を保持すればよいもの C クラス

原子炉施設ではあるが，放射線安全に関係しない設備

3

表２．B クラス施設に係る主要な論点（1/8）

設置許可基準規則の解釈

別記２第４条（地震による

損傷の防止）２

該当する主要設備

（建設時 B クラス設備）主要な論点論点に係る過去の検討内容・経緯当社の考え

(ⅰ)原子炉冷却材圧力バウン

ダリに直接接続されてい

て，一次冷却材を内蔵して

いるか又は内蔵し得る施設

＜機能上の分類＞

Ｓクラスの機能「自ら放射

性物質を内蔵しているか又は

内蔵している施設に直接関係

しており，その機能のそう失

により放射性物質を外部に放

散する可能性のあるもの」の

影響，効果が比較的小さいも

の

●主蒸気系

●給水系

●原子炉浄化系

【論点Ⅰ】

「一次冷却材を内蔵して

いるか又は内蔵し得る」

とは，どのような系統，

範囲を指すか。

●本項目に該当する設備は，破損した場合に公衆に大きな放射線被

ばくを与える可能性のある設備として，基準地震動 S1による機能

維持の要否が検討されている。

●内規及び JEAG 4601 において，BWR では『①主蒸気系（外側主

蒸気隔離弁よりタービン主塞止弁まで） ②主蒸気系及び給水系

③原子炉冷却材浄化系』が本項目に該当するとされている。

●内規及び JEAG 4601 において『BWR 主蒸気管のうち，隔離弁か

ら主塞止弁までの部分は耐震クラス B とするが，基準地震動 S1

に対し破損しないことの検討を行うものとする。』とされている。

この理由は，JEAG 4601 では『BWR 主蒸気管がもし原子炉格納

容器外で破損すれば現在の評価方法では，小児甲状腺 1.5 レム

（15mSv）以下の被ばく線量となるので，基準地震動 S1に対し

機能維持をする必要は必ずしもない。しかし，現在の被ばく評価

法が保守的なため，一発電所に多数基が設置されている場合，基

準地震動 S1による複数の主蒸気管の同時破損の仮定のしかたに

よっては，目安線量を超える場合もあり得る。したがって，BWR

主蒸気管のうち主塞止弁までの部分は，当面基準地震動 S1で破損

しないことの確認を行っておくことが望ましいと考えられる。』と

されている。

一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る系統は，BWR では原子炉発

生蒸気が通気する系統及び給水・復水の流路となる以下の系統が該当す

る。具体的な系統及び範囲を図１に示す。

・主蒸気系

・給水系

・原子炉浄化系

・抽気系

・補助蒸気系

・タービングランド蒸気系

・復水系

・制御棒駆動水圧系

・逃がし安全弁排気管

【論点Ⅱ】

「原子炉冷却材圧力バウ

ンダリに直接接続」とは，

どのような系統，範囲を

指すか。

原子炉冷却材圧力バウンダリとの接続部を有する系統を以下に示す。

・主蒸気系

・給水系


「原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続」に該当する設備とは，当該設

備が破損してバウンダリ機能を喪失した場合，原子炉冷却材圧力バウンダ

リ内の一次冷却材が多量に漏えいし，公衆に大きな放射線被ばくを与える

可能性がある系統，範囲を指すと考える。具体的な系統，範囲の考え方を

以下に示す。具体的な系統及び範囲を図１に示す。

・隔離可能な弁がある場合，原子炉冷却材圧力バウンダリから当該弁まで

の範囲が「原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続」に該当する。

・主蒸気系については，原子炉冷却材圧力バウンダリから主蒸気止め弁ま

での範囲が「原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続」に該当するが，

従来から保守的に主蒸気止め弁から高圧タービンのまでの主蒸気系配

管についても該当するものとして取り扱っていることから，原子炉格納

容器外側主蒸気隔離弁から高圧タービンまでの主蒸気系配管が「原子炉

冷却材圧力バウンダリに直接接続」に該当するものとする。

・主蒸気系に接続される系統（原子炉冷却材圧力バウンダリに間接的に接

続される系統）も含め，地震時には地震大信号で主蒸気隔離弁が閉止す

ることにより隔離される。

4



別記２第４条（地震によ

る損傷の防止）２



(ⅱ)放射性廃棄物を内蔵し

ている施設（ただし，内

蔵量が少ない又は貯蔵方

式により，その破損によ

り公衆に与える放射線の

影響が実用発電用原子炉

の設置，運転等に関する

規則（昭和 53 年通商産業

省令第 77 号）第 2 条第 2

項第 6 号に規定する「周

辺監視区域」外における

年間の線量限度に比べ十

分小さいものは除く。）


Ｓクラスの機能「自ら放

射性物質を内蔵しているか

又は内蔵している施設に直

接関係しており，その機能

のそう失により放射性物質

を外部に放散する可能性の

あるもの」の影響，効果が

比較的小さいもの

＜放射性廃棄物処理施設＞

●気体廃棄物処理系

●液体廃棄物処理系

・機器ドレン系

・床ドレン・化学廃液系

●固体廃棄物処理系

・濃縮廃液系

・使用済樹脂・フィルタ・

スラッジ系

・雑固体系（雑固体廃棄

物処理設備のうち雑固

体溶融炉，セラミッ

ク・フィルタ）

●その他

【論点Ⅲ】

放射性廃棄物を内蔵し

ている施設について，定

量的な公衆の線量評価に

よりBクラス及びCクラ

スの分類を行うことは妥

当か。

●日本電気協会の原特委 WG 資料「BC クラスの耐震設計の重要度

分類の考え方（案）」（昭和 51 年 3 月）において，

●JEAG 4601 では『耐震 C クラスはある種の目安線量を下回るこ

とを確認すべきであるが，被ばく線量の評価方法が流動的である

ことから，次に示すように，明らかに破損時の線量の低いものは

耐震 C クラスとする。』とされ，終的には定量的な線量評価に

基づく具体的な耐震重要度分類は見送られた。

JEAG4601 にあるとおり，これまで当社では，放射性廃棄物を内蔵し

ている施設のうち明らかに破損時の線量の低いもの以外は B クラスの施

設と位置付けてきたが，設置許可基準規則の解釈に記載されているとお

り，公衆に対する定量的な線量評価を行うことにより，耐震重要度分類を

行うこととした。


5



































・濃縮廃液系


スラッジ系





●その他

【論点Ⅳ】

B クラスと C クラスの

境界となる公衆の目安線

量をどのように設定する

べきか。



●上記資料において，こ

れは当時の ICRP 勧告の公衆被ばく線量限度と一致する。公衆の

被ばく線量限度は，1965 年の ICRP 勧告（ICRP Publication 9）

によると 0.5rem（5mSv）／年とされており，その後，1977 年

の ICRP 勧告（ICRP Publication26）により 1mSv／年に引き下

げられ，現在に至るまで公衆の被ばく線量限度は 1mSv／年とさ

れている。

B クラスのうち放射性廃棄物を内蔵している施設について，設置許可基

準規則の解釈では「その破損により公衆に与える影響」とされており，設

備の耐震重要度は，当該設備が破損した場合の線量を個々に評価して分類

するものと考えられる。また，周辺監視区域外における年間の線量限度は

1mSv であることから，当該設備の破損による公衆の被ばく線量が 1mSv

と比べて十分に小さい設備は，本項目での B クラスに該当しない。

当社は，C クラス設備が破損した場合の公衆の被ばく線量が年間の線量

限度に比べて十分に小さくするため，保守的に C クラス設備の全数同時

破損を想定して線量評価を行い 1mSv 未満であることを確認する。また，

B クラス及び C クラスの分類を行う際は，個々の設備ごとに当該設備の破

損による公衆の被ばく線量を評価し，0.1mSv を目安としてこれを超える

設備を B クラスとする。


6



































・濃縮廃液系


スラッジ系





●その他

【論点Ⅴ】

放射性廃棄物を内蔵し

ている施設の放出放射能

量の評価（貯蔵方式の違

いを含む）はどのように

行うのか。



今回の想定は，地震による機器，配管の破損に伴い環境へ放射性物質が

放出される事象であり，設計基準事故事象に類似の事象がある場合には，

当該の設計基準事故と同等の評価を行い，類似の事象がない場合には，合

理的な範囲で結果が厳しくなるように評価を行っている。

すなわち，気体廃棄物処理系の破損に関しては，設計基準事故「放射性

気体廃棄物処理施設の破損」の評価方法と同等とし，事象想定の相違に伴

う隔離時間の相違，破損箇所の相違等を反映している。

一方，その他の放射性廃棄物を内蔵している系統の破損に関しては，設

計基準事故に類似事象がないことから，破損に伴い想定され得る大量の

液体・固体状放射性廃棄物が放出されるとする等合理的な範囲で結果が厳

しくなるように放出放射能量の評価を行っている。

【論点Ⅵ】

放射性廃棄物を内蔵

している施設の被ばく

線量の評価はどのよう

に行うのか。

被ばく線量の評価に当たって，気体廃棄物処理系の破損に関しては，類

似する設計基準事故「放射性気体廃棄物処理施設の破損」の評価方法と同

等の方法によって評価を行っている（ただし，隔離時間を考慮して建物か

らの地上放散を仮定している）。

また，その他の放射性廃棄物を内蔵している系統の破損に関しても，設

計基準事故で用いている相対濃度，相対線量を用いた評価式に基づき，保

守的に建物からの地上放散を仮定したうえでよう素等による内部被ばく

の評価を行っている。


7







(ⅲ)放射性廃棄物以外の放

射性物質に関連した施設

で，その破損により，公

衆及び従事者に過大な放

射線被ばくを与える可能

性のある施設










●制御棒駆動系（放射性流体

を内蔵する部分，ただし，

スクラム機能に関するもの

を除く。）

●蒸気タービン，復水器

●復水系

●復水輸送系

●復水貯蔵タンク

●放射能低減効果の大きいし

ゃへい壁

●原子炉建物天井クレーン

●燃料取扱設備

●その他

【論点Ⅶ】

放射性廃棄物以外の放


について，定量的な公衆

の線量評価によりBクラ

ス及びC クラスの分類を

行うことは妥当か。



●JEAG 4601 では『耐震 C クラスはある種の目安線量を下回るこ

とを確認すべきであるが，被ばく線量の評価方法が流動的である

ことから，次に示すように，明らかに破損時の線量の低いものは

耐震 C クラスとする。』とされ，終的には定量的な線量評価に

基づく具体的な耐震重要度分類は見送られた。

設置許可基準規則の解釈では「その破損により，公衆及び従事者に過大

な放射線被ばくを与える可能性のある施設」と記載されており，当該設備

が破損した場合の公衆の被ばく線量が周辺監視区域外における年間の線

量限度に比べて十分に小さいなど，過大な放射線被ばくを与える可能性が

ないことが確認された場合は，当該設備は本項目に該当しないと考える。

従って，定量的な線量評価を行うことにより過大な放射線被ばくを与える

可能性の有無を判断し，耐震重要度分類を行うこととした。

「放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設」は，放射性物質の貯

蔵機能以外の機能として，安全上の重要度分類 PS-3 電源供給機能（非常

用を除く）を有する施設であるが，本機能は「放射性廃棄物以外の放射性

物質に関連した施設」以外の電気設備等も破損しない場合に機能する。電

気設備等はＣクラスであることから，施設の耐震重要度分類の変更によ

り，本機能の信頼性は有意に低下しないと考える。

【論点Ⅷ】

公衆に過大な放射線被

ばくを与える可能性の判

断基準をどのように設定

するべきか。

●原子炉安全技術専門部会耐震設計小委員会にて昭和 52 年 1 月に

作成した旧指針案において，『放射性廃棄物以外の放射性物質に関

連した設備で，その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被

曝を与える可能性のある設備』と記載された。

●上記の小委員会の旧指針案を受け，その細目を検討することとな

った日本電気協会の検討において，

●JEAG 4601 では『4.2 放射性廃棄物を内蔵している設備，（ただ

し内蔵量が少ないか又は貯蔵方式によりその破損によって公衆に

与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に

比べ十分小さいものは除く。）及び放射性廃棄物以外の放射性物質

に関連した設備で，その破損により公衆及び従業員に過大な放射

線被ばくを与える可能性のある設備。』と纏めて整理され，『耐震

C クラスはある種の目安線量を下回ることを確認すべき』とされ

ている。

「公衆に過大な放射線被ばくを与える可能性」の有無の判断基準とし

て，周辺監視区域外における年間の線量限度である 1mSv を超えない場合

は過大な放射線被ばくを与えないとも考えられるが，放射性廃棄物とそれ

以外の放射性物質の被ばく影響は同じであるため，当社としては，放射性

廃棄物の場合と同様に，1mSv と比べて十分に小さい場合に「公衆に過大

な放射線被ばくを与える可能性」がないとする。すなわち，「放射性廃棄

物以外の放射性物質に関連した施設」について，個々の設備ごとに公衆の

線量評価を行って B クラス及び C クラスの分類を行う際の目安となる線

量を 0.1mSv とし，かつ C クラス設備の全数同時破損を想定した場合の線

量評価を行い 1mSv 未満であることを確認する。なお，C クラス設備につ

いて全数同時破損を想定した線量評価を行う際は，「放射性廃棄物を内蔵

している施設」と「放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設」の両

者に該当する設備をすべて合わせて 1mSv 未満であることを確認する。


8












性のある施設













を除く。）

●蒸気タービン，復水器，給

水加熱器及びその主要配管

●復水系

●復水輸送系

●復水貯蔵タンク，補助復水

貯蔵タンク


ゃへい壁



●その他

【論点Ⅸ】

従事者に過大な放射線

被ばくを与える可能性の

判断基準をどのように設

定するべきか。

●原子炉安全技術専門部会耐震設計小委員会にて昭和 52 年 1 月に

作成した旧指針案において，『放射性廃棄物以外の放射性物質に関

連した設備で，その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被

曝を与える可能性のある設備』と記載された。

●上記の小委員会の旧指針案を受け，その細目を検討することとな

った日本電気協会の検討において，

●JEAG 4601 では『4.2 放射性廃棄物を内蔵している設備，（ただ

し内蔵量が少ないか又は貯蔵方式によりその破損によって公衆に

与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に

比べ十分小さいものは除く。）及び放射性廃棄物以外の放射性物質

に関連した設備で，その破損により公衆及び従業員に過大な放射

線被ばくを与える可能性のある設備。』と纏めて整理され，『耐震

C クラスはある種の目安線量を下回ることを確認すべき』とされ

ている。

本項目に該当する設備は，当該施設自体が放射性物質を内蔵しており，

その破損により内蔵している放射性物質が漏えいすることによって放射

線被ばくを与える可能性のある設備と，当該施設自体は放射性物質を内蔵

していないものの，その機能喪失により放射性物質（あるいは放射線）を

外部に放散する可能性のある設備に分類される。

建設時の B クラス設備で言えば，前者には制御棒駆動系（放射性流体

を内蔵する部分），蒸気タービン，復水器，給水加熱器及びその主要配管，

復水系，復水輸送系，復水貯蔵タンク，補助復水貯蔵タンクが該当する。

通常，これらの設備の破損時にその場所に従事者がいることはなく，復旧

等に当たっても，トラブル発生時の詳細な対応手順等に基づき対応するた

め，破損に伴い従事者に過大な放射線被ばくを与えることはないことか

ら，破損時の公衆に対する定量的な線量評価を行うことにより，設備の耐

震重要度分類を行うこととした。

一方，後者には放射能低減効果の大きいしゃへい壁，原子炉建物天井ク

レーン，燃料取扱設備が該当する。これらの設備の機能喪失により放射性

物質（あるいは放射線）を外部に放散することによって放射線被ばくが問

題となり得る事態は，従事者が当該設備を用いて作業を実施している状態

であることから，これらの設備は，その機能喪失により従事者に過大な放

射線被ばくを与える可能性のある施設として，B クラス設備と位置付け

る。


9












性のある施設













を除く。）

●蒸気タービン，復水器，給

水加熱器及びその主要配管

●復水系

●復水輸送系

●復水貯蔵タンク，補助復水

貯蔵タンク


ゃへい壁



●その他

【論点Ⅹ】

放射性廃棄物以外の放


の放出放射能量の評価は

どのように行うのか。


分類の考え方（案）」（昭和 51 年 3 月）において

設計基準事故事象に類似の事象がある場合には，当該の設計基準事故と

同等の評価を行い，類似の事象がない場合には，合理的な範囲で結果が厳

しくなるように評価を行っている。すなわち，タービン系蒸気配管の破損

に関しては，設計基準事故「主蒸気管破断」の評価方法と同等とし，事象

想定の相違に伴う隔離時間の相違，破損箇所の相違等を反映している。

一方，その他の放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した系統の破損に

関しては，設計基準事故に類似事象がないことから，破損によって気体が

放出する場合と液体が放出する場合に分けて，破損に伴い想定され得る

大量が放出されるとする等，合理的な範囲で結果が厳しくなるように放出

放射能量の評価を行っている。

【論点 XI】

放射性廃棄物以外の

放射性物質に関連した

施設の被ばく線量の評

価はどのように行うの

か。

被ばく線量の評価に当たって，タービン系蒸気配管の破損に関しては，

設計基準事故「主蒸気管破断」の評価方法と同等の方法によって評価を行

っている。また，その他の放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した系統

の破損に関しても，設計基準事故で用いている相対濃度，相対線量を用い

た評価式によって線量評価を行っている。ここで，気体の放出となる復水

器気相部からの放出に関しては，排気筒からの放出を仮定したうえで，よ

う素による内部被ばく及び希ガス，よう素による外部被ばくの和として評

価を行い，その他については，保守的に建物からの地上放散を仮定したう

えでよう素による内部被ばくの評価を行っている。


10







(ⅳ)使用済燃料を冷却する

ための施設


Ｓクラスの機能「放射性

物質を外部に放散する事態

を防止するために必要なも

の」の影響，効果が比較的

小さいもの

●燃料プール冷却系

なし ― ―

(ⅴ)放射性物質の放出を伴

うような場合に，その外部

放散を抑制するための施設

で，S クラスに属さない施設


Ｓクラスの機能「事故発

生の際に，外部に放散され

る放射性物質による影響を

低減させるために必要なも

の」の影響，効果が比較的

小さいもの

― なし ― ―

11

４．島根原子力発電所２号炉における施設の耐震重要度分類の変更

公衆の線量評価結果に基づき，島根原子力発電所２号炉において設計基準対処施設の耐震重要度

分類を変更した結果を以下に示す。線量評価に当たっては，地震時のＭＳＩＶ閉インターロック等

の被ばく低減対策を考慮した。

（１）線量評価結果

放射性廃棄物を内蔵している施設及び放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設につい

て，各設備が破損した場合の公衆の被ばく線量を評価した。また，すべての C クラス設備が同時

に破損することを想定した場合でも，公衆の被ばく線量の合計値は約 0.072mSv であり，周辺監

視区域外における年間の線量限度である 1mSv を十分に下回ることを確認した。

ａ．放射性廃棄物を内蔵している施設

放射性廃棄物廃棄施設の各機器破損時の敷地境界外における線量評価結果を表３及び表４に

示す。B クラスの目安線量として設定した 0.1mSv を超える設備はないが，線量が比較的大きい

原子炉浄化系スラッジ貯蔵タンク，原子炉浄化系樹脂貯蔵タンク及び活性炭式希ガス・ホールド

アップ塔を B クラスの設備と位置付けることとした。

ｂ．放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設

放射性廃棄物廃棄施設以外の各配管・設備破損時の敷地境界外における線量評価結果を表５に

示す。B クラスの目安線量として設定した 0.1mSv を超える設備はないが，線量が比較的大きい

燃料プール冷却系ろ過脱塩装置及び燃料プール冷却系ろ過脱塩装置と類似の設備である復水脱

塩装置（ろ過脱塩装置及び混床式脱塩装置）を B クラスの設備と位置付けることとした。

（２）施設の耐震重要度分類の変更

施設の耐震重要度分類の変更を行った結果を申請前後で比較して表６に示す。

また，設計基準対象施設の耐震重要度分類の概要を図２に示す。図２において図示した異なる

耐震クラスの境界について，設定の考え方を表７に示す。

12

表３．液体・固体廃棄物処理系機器破損時の線量評価結果（１／３）

系統機器評価対象発生量 (m3/回)

機器容量 (m3)

よう素濃度(I-131 等価換算値) 実効線量評価結果 (Bq/cm3) (Bq/機器) (mSv/機器) 機器数 (mSv/設備)

機器ﾄﾞﾚﾝ系 D/W 機器ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.5 2.1×102 7.3×108 3.2×10-6 1 3.2×10-6

R/B 機器ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 3.8×101 1.2×108 5.1×10-7 1 5.1×10-7

T/B 復水器室，発電

機北機器ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 3.4×101 1.0×108 4.5×10-7 2 9.1×10-7

RW/B 機器ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 1.7×101 5.2×107 2.3×10-7 1 2.3×10-7

RHR ﾌﾗｯｼﾝｸﾞ用ｻﾝﾌﾟ

ﾀﾝｸ廃液－ 3.0 2.6×102 7.8×108 3.4×10-6 1 3.4×10-6

機器ﾄﾞﾚﾝﾀﾝｸ廃液－ 155 4.0×102 6.2×1010 2.7×10-4 2 5.4×10-4

ﾄｰﾗｽ水受入ﾀﾝｸ廃液－ 2000 1.6×101 3.1×1010 1.4×10-4 1 1.4×10-4

機器ﾄﾞﾚﾝ処理水ﾀﾝｸ廃液－ 155 4.0×100 6.2×108 2.7×10-6 1 2.7×10-6

機器ﾄﾞﾚﾝろ過脱塩器廃ｽﾗｯｼﾞ

(逆洗水) 2.4 － 4.4×104 1.0×1011 4.6×10-4 1 4.6×10-4

機器ﾄﾞﾚﾝ脱塩器廃樹脂 4.2 － 5.2×103 2.2×1010 9.6×10-5 1 9.6×10-5 床ﾄﾞﾚﾝ･化学廃液系

D/W 床ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.5 2.1×101 7.3×107 3.2×10-7 1 3.2×10-7 R/B, LPCS ﾎﾟﾝﾌﾟ室, RHR ﾎﾟﾝﾌﾟ室, HPCSﾎﾟﾝﾌﾟ室床ﾄﾞﾚ

ﾝｻﾝﾌﾟ

廃液－ 3.0 3.8×100 1.2×107 5.1×10-8 4 2.0×10-7

13

表３．液体・固体廃棄物処理系機器破損時の線量評価結果（２／３）


機器容量 (m3)


床ﾄﾞﾚﾝ･化学廃液系

T/B 逆洗水ﾎﾟﾝﾌﾟ

室,T/B 配管室床ﾄﾞﾚ

ﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 3.4×100 1.0×107 4.5×10-8 2 9.1×10-8

RW/B 床ﾄﾞﾚﾝｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 1.7×100 5.2×106 2.3×10-8 1 2.3×10-8 RW/B 化学廃液ﾄﾞﾚﾝ

ｻﾝﾌﾟ廃液－ 3.0 5.9×101 1.8×108 7.8×10-7 1 7.8×10-7

床ﾄﾞﾚﾝﾀﾝｸ廃液－ 100 3.4×101 3.4×109 1.5×10-5 2 3.0×10-5 化学廃液ﾀﾝｸ廃液－ 100 5.9×102 5.9×1010 2.6×10-4 1 2.6×10-4 床ﾄﾞﾚﾝ濃縮器廃液 3.0 － 1.8×103 5.5×109 2.4×10-5 2 4.8×10-5 床ﾄﾞﾚﾝ濃縮器復水器廃液 19 － 3.4×101 6.5×108 2.8×10-6 2 5.7×10-6 化学廃液濃縮器廃液 55 － 5.9×102 3.2×1010 1.4×10-4 1 1.4×10-4

化学廃液濃縮器復水器

廃液 55 － 5.9×102 3.2×1010 1.4×10-4 1 1.4×10-4

凝縮水受ﾀﾝｸ廃液－ 100 5.9×100 5.9×108 2.6×10-6 1 2.6×10-6 凝縮水ろ過脱塩器廃ｽﾗｯｼﾞ

(逆洗水) 1.1 － 6.4×101 7.3×107 3.2×10-7 1 3.2×10-7

凝縮水脱塩器廃樹脂 4.2 － 1.5×101 6.4×107 2.8×10-7 1 2.8×10-7 処理水ﾀﾝｸ廃液－ 100 5.9×10-1 5.9×107 2.6×10-7 1 2.6×10-7

使用済樹脂･ﾌｨﾙﾀｽﾗｯｼﾞ系

原子炉浄化ｽﾗｯｼﾞ貯

蔵ﾀﾝｸ廃液－ 130 2.2×103 2.9×1011 1.3×10-3

1 7.1×10-2 廃ｽﾗｯｼﾞ－ 77 2.1×105 1.6×1013 7.1×10-2

14

表３．液体・固体廃棄物処理系機器破損時の線量評価結果（３／３）


機器容量 (m3)


使用済樹脂･ﾌｨﾙﾀｽﾗｯｼﾞ系

原子炉浄化樹脂貯蔵ﾀﾝｸ

廃液－ 260 1.4×102 3.6×1010 1.6×10-4 2 8.3×10-3

廃樹脂－ 192 4.9×103 9.4×1011 4.1×10-3 復水ろ過脱塩装置逆洗水受ﾀﾝｸ

廃液－ 60 6.4×103 3.8×1011 1.7×10-3 1 1.7×10-3

復水ｽﾗｯｼﾞ分離ﾀﾝｸ廃液－ 108 1.7×102 1.8×1010 7.9×10-5 2 4.1×10-3

廃ｽﾗｯｼﾞ－ 19 2.4×104 4.6×1011 2.0×10-3 復水樹脂貯蔵ﾀﾝｸ廃液－ 235 2.2×101 5.2×109 2.3×10-5

1 1.2×10-3 廃樹脂－ 88 3.2×103 2.8×1011 1.2×10-3

機器ﾄﾞﾚﾝろ過脱塩装置逆洗水受ﾀﾝｸ

廃ｽﾗｯｼﾞ

(逆洗水) － 18 4.4×104 7.9×1011 3.5×10-3 1 3.5×10-3

復水ｽﾗｯｼﾞ貯蔵ﾀﾝｸ廃液－ 260 7.0×101 1.8×1010 7.9×10-5 3 4.9×10-3

廃ｽﾗｯｼﾞ－ 207 1.8×103 3.7×1011 1.6×10-3 機器ﾄﾞﾚﾝｽﾗｯｼﾞ分離ﾀﾝｸ

廃液－ 108 3.9×101 4.3×109 1.9×10-5 1 1.1×10-3

廃ｽﾗｯｼﾞ－ 5 5.1×104 2.6×1011 1.1×10-3 濃縮廃液系濃縮廃液ﾀﾝｸ廃液－ 60 1.3×103 7.6×1010 3.3×10-4 3 1.0×10-3 固体廃棄物処理系

雑固体廃棄物焼却設備等

固体

廃棄物－ 136kg 1.9×104Bq/g 2.5×109 2.8×10-5 1 2.8×10-5

15

表４．気体廃棄物処理系機器破損時の線量評価結果

破損箇所放出経路希ｶﾞｽ漏えい量(Bq)

(0.5MeV 換算値)

環境への放出量(Bq)

(0.5MeV 換算値)

実効線量評価結果

(mSv)

空気抽出器出口～

希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1 塔入口

空気抽出器からの放出 2.3×1011※ 1.7×1012 1.3×10-2

希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1塔からの放出 2.0×1013 4.0×1012

希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1 塔希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1塔からの放出 2.0×1013 4.0×1012 8.9×10-3

希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1 塔出口～


希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 1塔からの放出 2.0×1013 4.0×1012 1.2×10-2



希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 2 塔出口～


希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔第 2塔からの放出 4.9×1012 1.4×1012 5.1×10-3



※希ガス漏えい率（Bq/s）を示す。

実効線量評価結果

(mSv)

希ｶﾞｽﾎｰﾙﾄﾞｱｯﾌﾟ塔全塔（第 1 塔～第 18 塔）合計 2.0×10-2

16

表５．放射性廃棄物廃棄施設以外の機器破損時の線量評価結果

系統機器評価対象発生量

(m3/回)

機器容量

(m3)

よう素濃度(I-131 等価換算値) 実効線量評価結果

(Bq/cm3) (Bq/機器) (mSv/機器) 機器数 (mSv/設備)

蒸気系ﾀｰﾋﾞﾝ系蒸気配管希ｶﾞｽ－－－ 2.7×1011※

－－ 7.2×10-3 ﾊﾛｹﾞﾝ－－－ 5.6×1010※

よう素－－－ 9.1×108

復水系復水脱塩装置再生廃液 55 － 5.9×102 3.2×1010 1.4×10-4 8 1.1×10-3

廃樹脂 6.1 － 5.3×103 3.2×1010 1.4×10-4

復水ろ過脱塩

装置廃ｽﾗｯｼﾞ 33 － 6.4×103 2.1×1011 9.1×10-4 8 7.3×10-3

復水器ﾄﾞﾚﾝﾎﾟｯﾄﾞ－ 300 3.4×101 1.0×1010 4.5×10-5 3 1.4×10-4

気相部

(希ｶﾞｽ) － 1440 4.9×103※ 7.0×1012※

3.2×10-3 3 9.7×10-3 気相部

(よう素(外)) － 1440 6.0×102※ 8.6×1011※

気相部

(よう素(内)) － 1440 1.0×101 1.5×1010

復水輸送系復水貯蔵ﾀﾝｸ,

補助復水貯蔵ﾀﾝｸ復水－ 2000 7.3×10-1 1.5×109 6.4×10-6 2 1.3×10-5

制御棒駆動

水圧系

ｽｸﾗﾑ排出水容器ｽｸﾗﾑ時

排出水－ 0.3 1.0×102 2.8×107 1.2×10-5

2 2.8×10-3 ｽｸﾗﾑ中

ﾘｰｸ水－ 0.6 5.2×103 3.1×109 1.4×10-3

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却系燃料ﾌﾟｰﾙ冷却系

ろ過脱塩装置

燃料

ﾌﾟｰﾙ水－ 1900 3.8×101 7.2×1010 3.2×10-4

2 1.5×10-2

廃ｽﾗｯｼﾞ 6.2 － 2.8×105 1.7×1012 7.6×10-3 ※ γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値を示す。

17

表６．設計基準対象施設の耐震重要度分類（Ｓクラス）

クラス別施設主要設備（申請前）主要設備（今回申請時）変更理由

(ⅰ) 原子冷却材圧力バウンダリを

構成する機器・配管系

・原子炉圧力容器

・原子炉冷却材圧力バウンダリに

属する容器，配管，ポンプ，弁

・原子炉圧力容器


属する容器・配管・ポンプ・弁

(ⅱ) 使用済燃料を貯蔵するための

施設

・燃料プール

・使用済燃料貯蔵ラック

・燃料プール

・使用済燃料貯蔵ラック

(ⅲ) 原子炉の緊急停止のために急

激に負の反応度を付加するた

めの施設，及び原子炉の停止状

態を維持するための施設

・制御棒及び制御棒駆動系（スク

ラム機能に関する部分）

・制御棒，制御棒駆動機構及び制

御棒駆動水圧系（スクラム機能

に関する部分）

・ほう酸水注入系

・④対象設備の明確化

・④施設分類の変更（(ⅹ)→(ⅲ)）

(ⅳ) 原子炉停止後，炉心から崩壊

熱を除去するための施設

・逃がし安全弁

・原子炉隔離時冷却系

・高圧炉心スプレイ系

・残留熱除去系（停止時冷却モー

ド運転に必要な設備）

・冷却水源としてのサプレッショ

ン・チェンバ

・逃がし安全弁

・原子炉隔離時冷却系


・残留熱除去系（原子炉停止時冷

却モード運転に必要な設備）


ン・チェンバ

18



(ⅴ) 原子炉冷却材圧力バウンダリ

破損事故後，炉心から崩壊熱を

除去するための施設

・非常用炉心冷却系


・低圧炉心スプレイ系

・残留熱除去系（低圧注水モー


・自動減圧系


ン・チェンバ

・非常用炉心冷却系


・低圧炉心スプレイ系

・残留熱除去系（低圧注水モー


・自動減圧系


ン・チェンバ

(ⅵ) 原子炉冷却材圧力バウンダリ

破損事故の際に，圧力障壁とな

り放射性物質の放散を直接防

ぐための施設

・原子炉格納容器

・格納容器バウンダリに属する配

管，弁

・原子炉格納容器

・原子炉格納容器バウンダリに属

する配管・弁

(ⅶ) 放射性物質の放出を伴うよう

な事故の際に，その外部放散を

抑制するための施設であり，Ｓ

クラス(ⅵ)以外の施設

・残留熱除去系（格納容器冷却モ

ード及びサプレッション・プー

ル水冷却モード運転に必要な設

備）

・可燃性ガス濃度制御系

・原子炉棟

・非常用ガス処理系及びその排気

管

・主蒸気隔離弁漏えい制御系

・残留熱除去系（格納容器冷却モ

ード及びサプレッション・プー

ル水冷却モード運転に必要な設

備）

・可燃性ガス濃度制御系

・原子炉棟

・非常用ガス処理系及び排気口

・②主蒸気隔離弁漏えい制御系の撤去に伴い

記載削除

19



（つづき）

(ⅶ) 放射性物質の放出を伴うよ

うな事故の際に，その外部放散

を抑制するための施設であり，

Ｓクラス(ⅵ)以外の施設

・原子炉格納容器圧力抑制装置（ベ

ント管）


ン・チェンバ

・④ 新の許認可申請にあわせて記載追加


(ⅷ) 津波防護機能を有する設備

及び浸水防止機能を有する設

備

－

・津波防護施設

・浸水防止設備

・①規則要求事項の反映

・①規則要求事項の反映

(ⅸ) 敷地における津波監視機能

を有する施設－

・津波監視設備・①規則要求事項の反映

(ⅹ) その他・ほう酸水注入系

・燃料プール補給水設備（非常用）

・炉内構造物（スクラム及び原子

炉冷却に直接影響するものを除

く。）

－

・④施設分類の変更（(ⅹ)→(ⅲ)）

・④ 新の許認可申請にあわせて施設分類を

変更（(ⅹ)→(ⅱ)の補助設備）

・④ 新の許認可申請にあわせてＳクラスの

(注７)として記載

20

表６．設計基準対象施設の耐震重要度分類（Ｂクラス）


(ⅰ) 原子炉冷却材圧力バウンダ

リに直接接続されていて，一次

冷却材を内蔵しているか又は

内蔵し得る施設

・主蒸気系（原子炉格納容器外側

主蒸気隔離弁から主蒸気止め

弁まで）（注１）

・給水系


・主蒸気系（原子炉格納容器外側

主蒸気隔離弁から主蒸気止め

弁まで）（注１）

・逃がし安全弁排気管

・主蒸気系及び給水系




(ⅱ) 放射性廃棄物を内蔵してい

る施設（ただし，内蔵量が少な

い又は貯蔵方式により，その破

損により公衆に与える放射線

の影響が実用発電用原子炉の

設置，運転等に関する規則(昭

和 53 年通商産業省令第 77 号)

第 2 条第 2 項第 6 号に規定す

る「周辺監視区域」外における

年間の線量限度に比べ十分小

さいものは除く。）

・放射性廃棄物処理施設

・気体廃棄物処理系

・液体廃棄物処理系



・固体廃棄物処理系

・濃縮廃液系

・使用済樹脂・フィルタ・ス

ラッジ系

・雑固体系（雑固体廃棄物処

理設備のうち雑固体溶融

炉，セラミック・フィルタ）

・その他

・放射性廃棄物廃棄施設

・気体廃棄物処理系（活性炭式

希ガス・ホールドアップ塔）

・固体廃棄物処理系（原子炉浄

化系スラッジ貯蔵タンク，原

子炉浄化系樹脂貯蔵タンク）

・③線量評価に基づく対象設備の明確化



・④その他区分の削除

（注１）Ｂクラスではあるが，弾性設計用地震動 Sd（基準地震動 S1）に対し破損しないことの検討を行うものとする。

21

表６．設計基準対象施設の耐震重要度分類（Ｂクラス）


(ⅲ) 放射性廃棄物以外の放射性

物質に関連した施設で，その破

損により，公衆及び従事者に過

大な放射線被ばくを与える可

能性のある施設

・制御棒駆動系（放射性流体を内

蔵する部分，ただし，スクラム

機能に関するものを除く。）

・蒸気タービン，復水器

・復水系

・復水輸送系

・復水貯蔵タンク

・放射能低減効果の大きいしゃへ

い壁

・原子炉建物天井クレーン

・燃料取扱設備

・その他

・高圧タービン

・復水系（復水脱塩装置）

・燃料プール冷却系（ろ過脱塩装

置）

・放射線低減効果の大きい遮蔽

・原子炉建物天井クレーン

・燃料取替機




・③線量評価に基づく対象設備の明確化，

④施設分類の変更（(ⅳ)→(ⅲ)）



・④その他区分の削除

(ⅳ) 使用済燃料を冷却するため

の施設

・燃料プール冷却系・燃料プール冷却系（ろ過脱塩装

置を除く。）

・④施設分類の変更（ろ過脱塩装置(ⅳ)→(ⅲ)）

(ⅴ) 放射性物質の放出を伴うよ

うな場合に，その外部放散を抑

制するための施設で，Ｓクラス

に属さない施設

－－

22

表６．設計基準対象施設の耐震重要度分類（Ｃクラス）

クラス別施設※ 主要設備（申請前）主要設備（今回申請時）変更理由

(ⅰ) 原子炉の反応度を制御するた

めの施設でＳクラス及びＢク

ラスに属さない施設

・再循環流量制御装置・原子炉再循環流量制御系

・制御棒駆動水圧系（Ｓクラスに

属さない部分）


(ⅱ) 放射性物質を内蔵している

か，又はこれに関連した施設で

Ｓクラス及びＢクラスに属さ

ない施設

・放射性廃棄物処理施設


・ランドリ・ドレン系

・シャワ・ドレン系

・その他

・固体廃棄物処理系

・雑固体系（Ｂクラスに属

さない設備）

・その他

・試料採取系

・低圧タービン，復水器，給水加

熱器及びその主要配管

・復水輸送系

・復水貯蔵タンク

・復水系（Ｂクラスに属さない部

分）

・放射性廃棄物廃棄施設

・気体廃棄物処理系（Ｂクラス

に属さない部分）


・固体廃棄物処理系（Ｂクラス

に属さない部分）

・試料採取系








※ Ｃクラスのクラス別施設は，今回申請に当たってのクラス別施設を示す。

23

表６．設計基準対象施設の耐震重要度分類（Ｃクラス）

クラス別施設※ 主要設備（申請前）主要設備（今回申請時）変更理由

（つづき）

(ⅱ) 放射性物質を内蔵している

か，又はこれに関連した施設で

Ｓクラス及びＢクラスに属さ

ない施設

・新燃料貯蔵設備

・その他

・新燃料貯蔵庫

・その他

(ⅲ) 放射線安全に関係しない施設

等

・循環水系

・タービン補機冷却系

・所内ボイラ

・消火設備

・開閉所機器，発電機，変圧器

・換気系

・窒素ガス置換系

・補給水系

・タービン建物天井クレーン

・圧縮空気系

・その他

・循環水系

・タービン補機冷却系

・所内ボイラ

・消火設備

・開閉所，発電機，変圧器

・換気系（Ｓクラスの換気設備以

外のもの）

・窒素ガス置換系

・補給水系

・タービン建物天井クレーン

・圧縮空気系

・その他

・④対象設備の明確化

※ Ｃクラスのクラス別施設は，今回申請に当たってのクラス別施設を示す。

24

タービン建物

廃棄物処理建物

図１．島根原子力発電所 2 号炉原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る系統及び範囲

タービン建物内

廃棄物処理建物内

屋外

ＣＵＷ

デミネ

タービン蒸気加減弁

中央制御室非常用再循環処理装置等

中央制御室非常用再循環関係機器他

原子炉建物

24

25

原子炉建物タービン建物


注）原子炉建物はＳクラス施設，タービン建物及び廃棄物処理建物はＢクラス施設であるが，Ｓクラスの設備を内蔵しているためＳクラス施設の間接支持構造物としてＳｓ機能維持を確認しており，この扱いは建設時から変更していない。

図２．島根原子力発電所 2 号炉設計基準対象施設の耐震重要度分類概要図



屋外

①

⑥

②

②

⑧ ＣＵＷ

デミネ


③

④

⑤



⑦

⑨

Ｓｓ機能維持Ｓｄ機能維持

26

表７．異なる耐震クラスの境界についての考え方（1/2）

位置異なる耐震クラスの境界考え方

タービン

建物

① 高圧タービン高圧タービン入口では主蒸気配管と蒸気圧力は

等しく，破損した場合の漏えい量は主蒸気配管

と同等と考えられるため，主蒸気配管に合わせ

て高圧タービンまで B クラスとする。

② 第 5，6 給水加熱器給水側は「原子炉冷却材圧力バウンダリに直接

接続されていて，一次冷却材を内蔵しているか

又は内蔵し得る施設」に該当する。抽気側は上

記に該当しないが，給水側に合わせて給水加熱

器全体を B クラスとする。

③ 電動機駆動原子炉給水ポン

プ

ポンプ出口側に逆止弁を設置しており，「原子炉

冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，

一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施

設」に当該逆止弁までが該当する。保守的に，

ポンプ出口側配管と圧力が等しいポンプまで B

クラスとする。

④ タービン駆動原子炉給水ポ

ンプ（給水側）

ポンプ出口側に逆止弁を設置しており，「原子炉

冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，

一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施

設」に当該逆止弁までが該当する。保守的に，

ポンプ出口側配管と圧力が等しいポンプまで B

クラスとする。

⑤ 復水ろ過装置フィルタエレメントはろ過装置内に固定されて

おり，復水ろ過装置に接続する配管が破損した

としても，フィルタに吸着された放射性物質は

漏えいすることはない。線量評価結果に基づき，

復水ろ過装置を B クラスとし，配管は C クラス

とする。

⑥ 復水脱塩装置復水脱塩装置中の樹脂は構造上，復水脱塩装置

に接続する配管が破損したとしても，漏えいす

ることはない。線量評価結果に基づき，復水脱

塩装置をBクラスとし，配管はCクラスとする。

⑦ 希ガスホールドアップ装置希ガスホールドアップ装置中の活性炭は構造

上，配管が破損したとしても漏えいすることは

ない。線量評価結果に基づき，希ガスホールド

アップ装置を B クラスとし，配管は C クラスと

する。

27

表７．異なる耐震クラスの境界についての考え方（2/2）

位置異なる耐震クラスの境界考え方

廃棄物

処理建物

⑧ CUW 樹脂貯蔵タンクタンク入口配管はタンク上部に接続されてお

り，出口配管は上澄み液の移送を行っているた

め，ともに破損したとしても樹脂が漏えいする

ことはない。線量評価結果に基づき，樹脂貯蔵

タンクをBクラスとし，配管はCクラスとする。

⑨ スラッジ貯蔵タンク

タンク入口配管は，タンク上部に接続されてお

り，破損したとしてもスラッジが漏えいするこ

とはない。また，タンク出口配管は，タンク出

口弁までの範囲が破損した場合はタンク内の全

量が漏えいするため，タンク出口弁までの範囲

はタンクと同じ耐震クラスとする。線量評価結

果に基づき，スラッジ貯蔵タンク及びタンク出

口弁までの配管を B クラスとし，タンク入口配

管は C クラスとする。

添付 1-1

耐震補強工事における配管サポートの補強・追設点数

島根２号炉設計基準対処施設の耐震重要度分類の概要を添付 1-1 図に，建設時の耐震重要度分類

（ＡクラスをＳクラスとした）による配管系の支持点数及び現在想定している基準地震動Ｓｓによ

り必要となると考えられる既設サポート補強点数，追設サポート点数を添付 1-1 表に示す。島根２

号炉の配管の耐震補強工事は，全体として 4000 箇所（サポートの補強及び追設）を超える非常に

大規模な工事となる。さらに，建設時の B クラス設備についての耐震重要度分類を変更しない場合，

1000 箇所を超える耐震補強工事が追加となる見込みである。

B クラスの配管系は，タービン系蒸気配管に代表されるように，口径が大きいため地震による発

生荷重が大きく，さらに高温であるため熱変位を拘束しないよう設計しており，既設サポートの補

強や追設サポートの設置は大規模工事となると想定している。配管サポートの代表例及び補強が困

難な大径配管の例を以下に示す。なお，以下に例示した各配管の位置を添付 1-1 図において番号（①，

②）により示す。

①主蒸気配管サポート（添付 1-2 図，添付 1-3 図及び添付 1-4 図参照）

主蒸気ヘッダ（配管径：1600A）の地震荷重を支えるために定格容量 60t のスナッバを設置して

おり，建物からスナッバ設置位置まで距離があること及び地震荷重が大きいことから，寸法 300mm

×300mm，板厚 12mm の角形管を用いた大型の架構を設置している。

この主蒸気ヘッダは，主蒸気系のうち原子炉格納容器外側隔離弁から主蒸気止弁までの範囲にあ

るため，今回の見直しにおいても建設時申請から変更なく B クラスとし，弾性設計用地震動 Sd に

対し破損しないように補強を行う。添付 1-2 図及び添付 1-3 図のスナッバの他に，これと平行に定

格容量 40t のスナッバ２台，直角方向に定格容量 25t のスナッバ２台が設置されているが，弾性設

計用地震動 Sd に対する補強として，更に支持装置の追設が必要である。地震荷重が大きいため架

構が大型となること，熱変位を考慮する必要があること及び既存の配管，サポート等の干渉物によ

る制約があることから，設計の難度が高く，大規模な工事となる見込みである。

②タービンクロスアラウンド管（添付 1-5 図，添付 1-6 図及び添付 1-7 図参照）

タービンクロスアラウンド管は，建設時は B クラスとしていたが，今回申請において C クラス

に変更した。タービンクロスアラウンド管の耐震補強を行う場合，外径 1050A と大口径であるた

め大型の支持装置を設置する必要があると想定される。また，配管が比較的高い位置にあり，建物

壁と距離があるため，支持装置を据え付けるための架構が非常に大型となり，大規模な工事となる

見込みである。

添付－１

添付 1-2

原子炉建物タービン建物


注）原子炉建物はＳクラス施設，タービン建物及び廃棄物処理建物はＢクラス施設であるが，Ｓクラスの設備を内蔵しているためＳクラス施設の間接支持構造物としてＳｓ機能維持を確認しており，この扱いは建設時から変更していない。

添付 1-1 図．島根原子力発電所 2 号炉設計基準対象施設の耐震重要度分類概要図



屋外

① ②

ＣＵＷ

デミネ




Ｓｓ機能維持Ｓｄ機能維持

添付 1-3

添付 1-4

添付 1-2 図．①主蒸気配管サポート写真（1/2）

添付 1-3 図．①主蒸気配管サポート（2/2）

添付 1-5

添付 1-4 図．①主蒸気配管サポート構造図

添付 1-5 図．②タービンクロスアラウンド管 CAD 図

③，④ 300mm×300mm，板厚 12mm

⑤ 200φ，板厚 5.8mm

添付 1-6 図

添付 1-7 図

添付 1-6

添付 1-6 図．②タービンクロスアラウンド管（高圧タービン下部）

添付 1-7 図．②タービンクロスアラウンド管（湿分分離器下部）

添付 2-1

設備を B クラスから C クラスに変更した場合のリスク評価

１．公衆の被ばくリスク評価方法及び評価結果

放射性物質を内蔵する設備が破損することによる地震時の被ばくリスクは，以下の考え方で評価

することができる。

地震による各設備の破損による公衆の被ばくリスク

＝ ①地震発生確率

×②地震時の設備破損確率（発生防止策の機能喪失確率）

×③地震時の影響緩和設備の破損確率（漏えいの影響緩和策の機能喪失確率）

×④設備破損時の被ばく線量

ここでは保守的に影響緩和策を考慮しないこととし，「（③影響緩和策の機能喪失確率）＝１」

とすると，地震による公衆の被ばくリスクは(1)式で評価することができる。

R

NE

・・・(1)

ここで

R：公衆の被ばくリスク [mSv/年]

N：設備の数

H(a)：1 年間にサイトで原子炉基礎版上の加速度（以下「PBA」という）a gal 以上の地震が

発生する確率

PS(a)：PBA a gal の地震により各設備が破損する確率

E：各設備が破損した場合の公衆の被ばく線量 [mSv]

各設備が破損する確率 PS(a)は，プラント内の B，C クラス設備全体のフラジリティ曲線から算

出する。B，C クラス設備の地震時の信頼性は，地震被災事例のデータベース(1)を基に，PBA を地

震動強度の指標としたフラジリティ曲線として推定されている(2)。地震被災事例のデータベースを

添付 2-1 表に示す。B クラスから C クラスに変更する設備は岩着した建物内の機器・配管であるこ

とから，建物内小口径配管１箇所（１プラント）の破損を含む岩着した基礎・建物に設置した機器・

配管の被災事例のデータベースに基づくフラジリティ曲線を用いる。このフラジリティ曲線は B ク

ラス設備及び C クラス設備の両方を含んだデータベースに基づき設定されたものだが，ここでは保

守的に B クラス設備のフラジリティ曲線とみなす。また，C クラス設備については，設計に適用す

る静的地震力が B クラス設備の 2/3 であることから，設備の耐力が 2/3 であると考え，中央値を B

クラス設備の 2/3 としたフラジリティ曲線を適用する。B クラス設備及び C クラス設備のフラジリ

ティ曲線を添付 2-1 図及び添付 2-2 図に示す。これらのフラジリティ曲線は，地震によりプラント

全体で 1 箇所以上の設備が破損する確率を表している。１プラントは破損確率が等しい N 箇所の設

備から構成されおり，各設備の破損は独立した事象であると仮定し，フラジリティ曲線から求めた

破損確率 PP(a)を用いて(2)式により各設備が地震により破損する確率 PS(a)を求める(3)。

添付－２

添付 2-2

1 1 ・・・(2)

ここで

PP(a)：PBA a gal の地震によりプラント全体で 1 箇所以上の設備が破損する確率

島根原子力発電所の解放基盤表面加速度を用いた地震ハザード曲線を添付 2-3 図に示す。島根原

子力発電所では PBA と解放基盤表面加速度はほぼ等しいため，この曲線は PBA を用いた地震ハザ

ード曲線として扱うことができる。

放射性物質を内蔵する設備を B クラスから C クラスに変更した場合の地震による公衆の被ばく

リスクの変化を確認するため，評価条件が異なる３ケースについて，地震による公衆の被ばくリス

クを(1)式により評価した。各ケースの評価条件および評価結果を添付 2-2 表に示す。

２．設備を B クラスから C クラスに変更することによる公衆の被ばくリスクの変化

破損時の公衆被ばく線量が 0.1mSv 未満の設備を B クラスから C クラスに変更することによる

公衆の被ばくリスクの変化は，ケース１とケース２の比較により表される。原子力発電所の運転に

よる平常時被ばくの年間の目標値 0.05mSv を公衆の被ばくリスクの大きさをみる上での目安とし

て，平常時被ばくのリスクに対するケース１及びケース２の被ばくリスクの比を添付 2-3 表に示す。

添付 2-3 表で示したとおり，B，C クラス設備の破損による公衆の被ばくリスクは 0.05mSv/年を大

幅に下回り，公衆への放射線影響が 0.1mSv 未満の設備をＣクラスに変更したとしても，公衆の被

ばくリスクの増加は極めて小さい。

３．個々の C クラス設備の目安線量を設定することによる被ばくリスクの低減

C クラス設備の全数同時破損を想定した公衆の被ばく線量を 1mSv 未満とすることに加えて，

個々の設備ごとの目安線量を設けることにより，公衆の被ばくリスクは低減される。公衆の被ばく

リスクを比較するため，全数同時破損の線量を 1mSv 未満かつ個々の設備ごとの線量を 0.1mSv 未

満とする場合（ケース２）と C クラス設備の全数同時破損の線量を 1mSv 未満とし個々の設備ごと

の目安線量を考慮しない場合（ケース３）の被ばくリスクを求めた。被ばくリスクを保守的に評価

するため，ケース２では破損時の公衆被ばくが 0.1mSv の設備が 10 台ある状況を，ケース３では

破損時の公衆被ばくが 1mSv の設備が 1 台ある状況を想定した。公衆の被ばくリスクは，ケース２

では 4.0×10-6mSv/年，ケース３では 4.0×10-5mSv/年となり，ケース２の方が 1/10 に低減された。

参考文献

(1)森田良・稲田文夫・大鳥靖樹・南保光秀・楢舘宏司・山口修平・竹内正孝・山口達也・沼田健・

宮道秀樹・細谷照繁・木村勇介・雨宮満彦・田口豊信・福士直己・山口敦嗣・小島信之（2013）：

原子力発電所の被災事例に基づく低耐震クラス機器の耐震信頼性に関する研究，日本機械学会，

№13－18，Dynamics and Design Conference 論文集 203

(2)宮道秀樹・田村伊知郎・飯泉智・大鳥靖樹・森田良（2015）：地震被災実績に基づく耐震 B，C

クラス配管のフラジリティに関する研究（その 2）新のデータベースに基づくフラジリティ曲

線の更新，日本原子力学会 2015 年春の年会

(3) 蔵増真志・田村伊知郎・吉田智朗・桐本順広・森田良（2014）：地震被災実績に基づく耐震 B,C クラス配管の損傷確率に関する研究，日本原子力学会 2014 年春の年会

添付 2-3

添付 2-1 表．地震被災事例のデータベース

バウンダリ機能支持機能

機器※ 配管機器※ 配管

屋内

原子炉建物 0 0 0 0

タービン建物 0 1 4 0

その他建物 0 0 0 0

屋外

岩着 0 0 0 0

非岩着（地上） 4 4 10 0

非岩着（地中） 0 6 0 0

合計 4 11 14 0

※配管を除く。

添付 2-1 図．B クラス設備全体のフラジリティ曲線

添付 2-2 図．C クラス設備全体のフラジリティ曲線

中央値：1094gal

ばらつき：0.519

HCLPF：327gal

中央値：729gal

ばらつき：0.519

HCLPF：218gal

添付 2-4

添付 2-3 図．島根原子力発電所の地震ハザード曲線

添付 2-2 表．地震による公衆の被ばくリスクの評価条件及び評価結果

設備の耐震クラス

設備の台数各設備の

破損発生確率破損時の

公衆被ばく地震による

公衆の被ばくリスク

ケース１ B クラス 10 台 9.0×10-7/年 0.1mSv 9.0×10-7mSv /年

ケース２ C クラス 10 台 4.0×10-6/年 0.1mSv 4.0×10-6mSv /年

ケース３ C クラス 1 4.0×10-5/年 1mSv 4.0×10-5mSv /年

添付 2-3 表．設備を B クラスから C クラスに変更することによる公衆の被ばくリスクの変化

平常時被ばく

リスクに対する比

ケース１（B クラスとする場合） 0.0018%

ケース２（C クラスとする場合） 0.008%

ケース１とケース２の差 0.0062%

添付 3-1

耐震重要度分類に関する検討経緯について

１．耐震重要度分類に係る経緯

設計基準対象施設の耐震設計は，我が国の原子力発電所の建設当初から大きく分けて 3 つのク

ラスに分類して行われている。

昭和 48 年 11 月，日本電気協会は通商産業省（当時）より依頼を受け，耐震設計用地震力の取

り方に関する指針の検討を行うため，原子力耐震安全評価特別委員会を設置し，検討成果は昭和

50 年 4 月に中間報告書として提出された。また，原子力発電設備の耐震設計上の重要度分類とそ

の適用範囲についてさらに検討を加えるため，同委員会の下に耐震安全重要度分類分科会が昭和

50 年 11 月に設置された。

これらの委員会及び分科会における検討，審議の成果を踏まえて，国の原子炉安全技術専門部会

耐震設計小委員会にて「原子炉施設設計上の重要度分類（案）」の大筋が昭和 52 年 1 月に決まり，

耐震設計上の重要度分類についての細目の検討を日本電気協会にて行うこととなり，耐震安全重要

度分類分科会にて検討・審議が進められた。これらの成果に基づき，耐震重要度分類の基本的な考

え方が「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「旧指針」という）として昭和 53

年 9 月に原子力委員会（当時）で決定を受け，昭和 56 年 7 月に原子力安全委員会（当時）にて決

定された。なお，その後の耐震設計審査指針（平成 18 年 9 月 19 日原子力安全委員会決定）及び

設置許可基準規則並びにその解釈においても，耐震重要度分類の考え方は変更されていない。

旧指針が定められて以後，旧指針に基づく工事計画認可段階における耐震安全性の審査にあたっ

ては，設備ごとの耐震重要度の分類等について詳細な確認が必要であることから，昭和 56 年１月

に原子力発電技術顧問会に耐震設計基準検討会が設置され「原子力発電所の耐震設計基準（案）」

がとりまとめられた。この基準（案）は，その後の運用の積み重ねに基づき「原子力発電所の耐震

設計指針（内規）」（以下「内規」という）として昭和 59 年 4 月に定められた。また，民間規格と

しては「原子力発電所耐震設計技術指針重要度分類・許容応力編（JEAG 4601・補-1984）」（以

下「JEAG 4601」という）として取りまとめられた。なお，JEAG 4601 は「耐震設計に係る工認

審査ガイド（平成 25 年 6 月 19 日，原子力規制委員会決定）」において『施設の耐震設計上の重要

度分類は，JEAG 4601 を参考に，（以下略）』とされている。

以上の経緯を整理して添付 3-1 表に示す。

２．放射性廃棄物を内蔵している施設及び放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設に係る経緯

今回の耐震重要度分類の変更に関連して，B クラス設備のうち放射性廃棄物を内蔵している施設

及び放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設の耐震重要度分類に係る経緯を以下に示す。

（１）旧指針策定以前（島根原子力発電所 1 号炉建設時）

旧指針が定められる以前は，耐震重要度分類について審査指針としてまとめられたものはなく，

旧指針策定前の建設プラントである島根原子力発電所 1 号炉設置許可申請書では「クラス B：高放

添付－３

添付 3-2

射性物質に関連する施設」とされている。ただし，工事計画認可申請書においても高放射性物質に

ついての明確な記載はなく，実務上，放射性物質を内蔵している施設のすべてを B クラスに分類

してきた。

（２）旧指針策定以後（島根原子力発電所 2 号炉建設時）

島根２号炉の建設時の設置許可申請及び工事計画認可申請は，内規及び JEAG 4601 を踏まえて

行った。ただし，内規及び JEAG4601 における放射性廃棄物を内蔵している施設及び放射性廃棄

物以外の放射性物質に関連した施設の耐震重要度は，旧指針に定められている『「周辺監視区域」

外における年間の線量限度に比べ十分小さいものは除く』等の基準に対し，当時は被ばく線量の評

価方法が流動的であるとの理由により，保守的な判断として明らかに線量の低いもののみを C ク

ラスに分類したものである。島根２号機の建設時の設置許可申請及び工事計画認可申請においても，

定量的な線量評価は行っていない。

（３）島根原子力発電所 2 号炉今回申請

今回の島根２号炉の新規制基準適合性申請にあたり，地震により発生するおそれがある設計基準

対象施設の安全機能の喪失及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，従来の

プラントの地震対策を適切かつ合理的に高度化するため，定量的な線量評価に基づき耐震重要度分

類を行った。

添付 3-3

添付 3-1 表．耐震重要度分類に係る経緯

年月規制／民間検討内容備考

S48.11 民間日本電気協会日本電気協会が通商産業省より「耐震設計用地震力のとり方に関する

指針の検討」の依頼を受け，電気技術基準調査委員会の下に「原子力耐

震安全評価特別委員会（以下「原特委」という）」が発足した。

S50.4 民間日本電気協会原特委原特委が，本委員会 11 回，WG 検討会 19 回での検討審議を経て，中

間報告書を提出した。

S50.11 民間日本電気協会原特委上記中間報告に従い，“原子力発電設備の耐震設計上の重要度分類とそ

の適用範囲に関する指針”をさらに検討するため，重要度分類分科会が

発足した。

S51.7 民間日本電気協会第 7 回原特委

重要度分類分科会

資料③



資料④



資料⑦



資料⑥

S53.9 規制原子力委員会原子力委員会が，安全審査の経験をふまえ，地震学，地質学等の知見

を工学的に判断して「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を

定めた。

S56.1 規制原子力発電技術顧問会耐震設計

基準検討会

原子力発電技術顧問会に「耐震設計基準検討会」が設置された。


添付 3-4

資料①：発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針

資料②：原子力発電所の耐震設計指針（内規）

資料③：第 7 回原特（委）耐震安全重要度分類分科会議事録

資料④：原子炉施設安全上の重要度分類（案）

資料⑤：JEAG4601・補－1984

資料⑥：発電用原子炉施設の耐震設計上の重要度分類（案）

資料⑦：B,C クラスの耐震設計の重要度分類の考え方（案）

S56.7 規制原子力安全委員会 S53.9 に原子力委員会が定めた指針に基づき，新たな知見に基づいて

静的地震力の算定法等の見直しを実施した上で，原子力安全委員会が「発

電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」定めた。

資料①

S56.10 規制原子力発電技術顧問会耐震設計

基準検討会

原子力発電技術顧問会が，「原子力発電所の耐震設計基準（案）」をと

りまとめた。



S59.4 規制通商産業省資源エネルギー庁公益

事業部原子力発電安全審査課

通商産業省原子力発電安全審査課が，工事計画認可に際して審査の参

考としてきた「原子力発電所の耐震設計基準（案）」を，運用の積み重ね

に基づいて「原子力発電所の耐震設計指針」（内規）として定めた。

資料②

S59.9 民間日本電気協会重要度分類分科会において，分科会 25 回，作業会 28 回の検討審議を

経て「JEAG4601－1984」を取りまとめた。

資料⑤


添付 4-1

設置許可基準規則の解釈に係る内規，JEAG 4601 等の関連資料設置許可基準規則の解釈別記２

第４条（地震による損傷の防止）

２二 B クラス

解釈に係る関連資料

安全機能を有する施設のうち，機

能喪失した場合の影響が S クラス

施設と比べ小さい施設をいい，例

えば，次の施設が挙げられる。

【資料②】

原子力発電所の耐

震設計審査指針

（内規）

耐震重要度分類及び定義

B クラス高放射性物質に関連するものであって，AS 及び A クラスに属する以外のもの。

【資料⑤】

JEAG 4601 P2

3.1 耐震重要度分類の定義

B クラス高放射性物質に関連するものであって，耐震 AS及び A クラスに属する以外のもの。

【資料⑥】

原特委WG資料P3

【資料①】

発電用原子炉施設

に関する耐震設計

審査指針

4.耐震設計上の重要度分類

(1)機能上の分類

A クラス……自ら放射性物質を内蔵しているか又は内蔵している施設に直接関係しており，その

機能そう失により放射性物質を外部に放散する可能性のあるもの，及びこれらの事

態を防止するために必要なもの並びにこれらの事故発生の際に，外部に放散される

放射性物質による影響を低減させるために必要なものであって，その影響，効果の

大きいもの

B クラス……上記において，影響，効果が比較的小さいもの

添付－４


添付 4-2

設置許可基準規則の解釈別記２


２二 B クラス



直接接続されていて，一次冷却

材を内蔵しているか又は内蔵し

得る施設

【資料②】

原子力発電所の耐

震設計審査指針

（内規）

4.1 BWR 主蒸気管のうち，隔離弁から主塞止弁までの部分は耐震クラス B とするが，基準地震動

S1に対し破損しないことの検討を行うものとする。

【資料⑤】

JEAG 4601 P31

4.1 原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて 1 次冷却材を内蔵しているか，又は内蔵し

得る設備（特に BWR 主蒸気管）（1）

これらの設備は本文では，耐震 B クラスに分類されているが，耐震上の重要度分類に当たっては，

基準地震動 S2による設備破損が想定される場合にはこれによる被ばくが少なくとも「原子炉立地審

査指針及びその適用に関する判断のめやすについて」（以下立地審査指針という。）の目安線量を超

えないという条件がみたされる必要がある。また，基準地震動 S2 より発生頻度の高い基準地震動

S1 に対しては，これより小さい線量に抑えるべきと考えられるが，これに相当する線量としてその

設備単体が破損したときに全身 0.5（２）レム以上の被ばくを与えるものは基準地震動 S1 による機能

維持の確認を行うべきものとする。こうすることにより，たとえ基準地震動 S2による設備の同時破

損を想定しても，その際の被ばく線量を立地審査指針の目安線量に対し十分小さくすることができ

る。

BWR 主蒸気管がもし原子炉格納容器外で破損すれば現在の評価方法では，小児甲状腺 1.5 レム以

下の被ばく線量となるので，基準地震動 S1に対し機能維持をする必要は必ずしもない。しかし，現

在の被ばく評価法が保守的なため，一発電所に多数基が設置されている場合，基準地震動 S1による

複数の主蒸気管の同時破損の仮定のしかたによっては，目安線量を超える場合もあり得る。したが

って，BWR 主蒸気管のうち主塞止弁までの部分は，当面基準地震動 S1で破損しないことの確認を

行っておくことが望ましいと考えられる。

なお，現在の被ばく評価における線源，解析条件の設定は非常に苛酷なものであり，炉水の放射能

添付 4-3



２二 B クラス





得る施設

【資料⑤】

JEAG 4601 P31

濃度，沃素の燃料からの追加放出量等の線源の見直し，放出過程での大幅な放射能の減衰効果等の

評価法の見直しが行われれば，かなりの基数があっても甲状腺被ばくを十分低く抑えることが可能

と考えられるので，現在の被ばく評価の基準が見直された時点で，上記基準地震動 S1に対する検討

について再度見直される必要がある。

それ以外の設備については，主蒸気管破断事故より被ばく線量が小さいので原則として耐震 B ク

ラスとする。

注：（1）原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されている配管としては BWR の主蒸気管の他に

BWR では，①原子炉冷却材浄化系 ②給水系，PWR では①抽出系 ②余剰抽出系がある。BWR

の逃がし安全弁排気管，PWR の加圧器逃がし弁排気管のようにその下流側が開放されており内蔵機

能を持っていないものは，本分類に該当しないものとする。

（2）目安線量として全身被ばく線量を 0.5 レム，小児甲状腺被ばく線量を 1.5 レムと考える。

【資料⑥】

原特委 WG 資料

添付 A P6


添付 4-4



２二 B クラス





得る施設

【資料⑥】

原特委 WG 資料

添付 A P6


添付 4-5



２二 B クラス


・放射性廃棄物を内蔵している施

設（ただし，内蔵量が少ない又

は貯蔵方式により，その破損に

より公衆に与える放射線の影響

が実用発電用原子炉の設置，運

転等に関する規則（昭和 53 年通

商産業省令第 77 号）第 2 条第 2

項第 6 号に規定する「周辺監視

区域」外における年間の線量限

度に比べ十分小さいものは除

く。）

・放射性廃棄物以外の放射性物質

に関連した施設で，その破損に

より，公衆及び従事者に過大な

放射線被ばくを与える可能性の

ある施設

【資料⑤】

JEAG 4601 P32

4.2 放射性廃棄物を内蔵している設備，（ただし，内蔵量が少ないか又は貯蔵方式によりその破損に

よって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に比べ十分小さいもの

は除く。）及び放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で，その破損により公衆及び従業員に

過大な放射線被ばくを与える可能性のある設備。

基準地震動 S2及び S1時の目安線量に関しては前項 4.1 と同様に考える。この場合，BWR，PWR

とも特に目安線量を超える設備はない。なお，耐震 B クラスと C クラスの分類に関しても，本来な

ら，耐震 C クラスはある種の目安線量を下回ることを確認すべきであるが，被ばく線量の評価方法

が流動的であることから，次に示すように，明らかに破損時の線量の低いものは耐震 C クラスとす

る。

a. 蒸発濃縮処理後の蒸留水側

b. 放射能濃度が非常に低いもの（例えば，洗浄排水系，床ドレン系等）

c. 内蔵する液体や固体の絶対量が少ないもの（例えば，試料採取系等）

d. 固化処理後の固体廃棄物の取り扱い設備及び固体減容，圧縮設備

【資料⑥】

原特委 WG 資料

添付 A P7


添付 4-6



２二 B クラス












く。）





ある施設

【資料⑥】

原特委 WG 資料

添付 A P7

【資料⑦】

B,C クラスの耐震

設計の重要度分類

の考え方（案）P1


添付 4-7



２二 B クラス












く。）





ある施設

【資料⑦】





添付 4-8



２二 B クラス












く。）





ある施設

【資料⑦】




【資料③】

原特委 WG 資料

(第 7 回耐震安全


議事録（案）昭和

51 年 7 月) P2

【資料④】

原子炉施設安全上

の重要度分類（案）

1B－α

ⅱ 放射性廃棄物を内蔵している設備，ただし内蔵量が少ないか又は貯蔵方式によりその破損によっ

て公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被曝線量に比べ十分小さいものは除

く。

ⅲ 放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で，その破損により公衆及び従業員に過大な放射

線被曝を与える可能性のある設備。


Documents

島根原子力発電所2号炉 施設の耐震重要度分類の変更について · 影響が実用発電用原子炉 の設置，運転等に関する 規則（昭和53 年通商産業

島根原子力発電所2号炉施設の耐震重要度分類の変更について · 影響が実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（昭和53 年通商産業