平成26年1月23日 関西電力株式会社 美浜１，２号炉 設置許可申請書の添付書類十の各種、重大、仮想事故の線量評価の記載の変更について 美浜１、２号炉の原子力規制委員会設置法附則第23条第1項に基づく届出(H25.12.25)において、ICRP1990年勧 告の反映(線量評価においてよう素の吸入摂取による線量係数等を変更)を行っている。以下に、美浜１，２号炉の 設置許可申請書の添付書類十の各種、重大、仮想事故の線量評価の記載を示す。 表１．美浜１、２号炉 事故の種類 評価事象 評価線量 届出(H25.12.25)以前(ICRP 未反映) 届出書(H25.12.25)(ICRP 反映済み) １号炉 ２号炉 １号炉 ２号炉 約0.12 約0.16 影響なし 影響なし 約0.39 約0.58 約0.42 約0.67 約0.026 約0.051 約0.057 約0.12 原子炉冷却材喪失 約0.23 約0.46 約0.29 約0.56 制御棒飛び出し 約0.043 約0.19 約0.055 約0.23 約0.0031 約0.0039 約0.015 約0.0050 約0.00040 約0.00078 影響なし 影響なし 約0.0089 約 0.014 約0.015 約0.023 約0.00065 約0.00092 影響なし 影響なし 約0.076 約0.094 約0.098 約0.14 約0.021 約0.040 影響なし 影響なし 約0.020 約0.032 約0.028 約0.046 約0.0025 約0.0038 影響なし 影響なし 放射性気体廃棄物 処理施設の破損 蒸気発生器伝熱管破損 各種事故 ICRP1990年勧告取り入れの影響 燃料集合体の落下 原子炉冷却材喪失 重大事故 蒸気発生器伝熱管破損 原子炉冷却材喪失 仮想事故 蒸気発生器伝熱管破損 実効線量 （mSv） 小児甲状腺に対する線量 （Sv） 外部γ線による全身 に対する線量（Sv） 小児甲状腺に対する線量 （Sv） 外部γ線による全身 に対する線量（Sv） 成人甲状腺に対する線量 （Sv） 外部γ線による全身 に対する線量（Sv） 成人甲状腺に対する線量 （Sv） 外部γ線による全身 に対する線量（Sv） 補足1 ICRP1990年勧告反映に伴う添付書類十の線量評価の影響について 平成13年3月29日付けでICRP1990年勧告の原子力安全委員会安全審査指針類への反映が行われ、事故時等の線量評価に用いる「発電用軽水型原子炉施設 の安全評価に関する審査指針(以下、「安全評価指針」という。)」が変更となった。安全評価指針の主な変更内容は以下のとおりである。 ○用語の変更 「実効線量当量」から「実効線量」への変更 ○外部被ばくに係る変更 計算式上で「空気吸収線量」から「空気カーマ」に変更されたが、線量評価上の影響はない。 ○内部被ばくに係る変更 よう素の吸入摂取による線量係数や呼吸率等の変更により、よう素の吸入摂取による実効線量及び甲状腺に対する線量が増加する。ICRP1990 年勧告反映に伴う事故時等の線量評価に係る具体的内容は表１の通りである。 表１．よう素の吸入摂取による線量の評価方法の変更 各種事故 変 更 前 旧( 指 針 実効線量当量＝ f He K He M 2 Qe 重大、仮想事故 Q 甲状腺に対しての線量＝ パラメータ fTe KTe M 2 Qe Q ) 添十 f He：よう素の呼吸摂取における成人の実効線量当量 から小児の実効線量当量への補正係数（＝2） K He：I-131の呼吸摂取による成人の実効線量当量へ の換算係数（＝8.8×10 -6 mSv/Bq） M 2 ：成人の呼吸率 （＝活動時1.2m 3 /h、1日平均23m 3 /d） Q e ：よう素の放出量（I-131等価量） (χ/Q)：相対濃度 f Te：よう素の呼吸摂取における成人の甲状腺に対しての 線量から小児の甲状腺に対しての線量への補正係 数（＝2。成人の場合には不要。） K Te：I-131の呼吸摂取による成人の甲状腺に対しての線 量への換算係数（＝2.9×10 -7 Sv/Bq） M 2 ：成人の呼吸率 （＝活動時1.2m 3 /h、1日平均23m 3 /d） Q e ：よう素の放出量（I-131等価量） (χ/Q)：相対濃度 小児の甲状腺に対する線量に リスク荷重係数（0.03）を乗じた値 安全評価指針のとおり 変 更 後 現( 指 針 甲状腺に対しての線量＝ 実効線量＝ K He M Qe Q ) K He ：I-131の吸入摂取による小児の実効線量係数 M：小児の呼吸率 (χ/Q)：相対濃度 Q e ：よう素の放出量（I-131等価量） Qe K Hi K He Qi i K Hi ：核種iの吸入摂取による小児の実効線量係数 Q i ：核種iの放出量 添十 安全評価指針のとおり パラメータ等 記号 単位 ― 小児 核種iの呼吸摂取に fTi おける単位摂取量 当たりの成人の甲 状腺に対しての線 量への補正係数 3) 核種iの呼吸摂取に KTi Sv/Bq 成人 よる成人の甲状腺 に対しての線量へ の換算係数 1) m3/h m3/d ― KTe M Qe パラメータ等 記号 単位 mSv/Bq 核種iの吸入摂取による小 KHi 1) 児の実効線量係数 Q K Te ：I-131の吸入摂取による甲状腺の等価線量に係る 線量係数（小児の場合3.2×10 -6 Sv/Bq、 成人の場合3.9×10 -7 Sv/Bq） M：呼吸率 (χ/Q)：相対濃度 Q e ：よう素の放出量（I-131等価量） Qe M 呼吸率1) 小児の呼吸率 1) M 3 m /h 3 m /d KTi KTe Qi K Ti：核種iの吸入摂取による甲状腺の等価線量に係る線 量係数 Q i ：核種iの放出量 呼吸率 1) M 3 m /h 3 m /d ― 数値 -4 I-131：1.6×10 -6 I-132：2.3×10 -5 I-133：4.1×10 -7 I-134：6.9×10 -6 I-135：8.5×10 0.31（活動時） 5.16（1日平均） 数値 -6 I-131：3.2×10 -8 I-132：3.8×10 -7 I-133：8.0×10 -9 I-134：7.3×10 -7 I-135：1.6×10 成人 I-131：3.9×10-7 -9 I-132：3.6×10 -8 I-133：7.6×10 -10 I-134：7.0×10 -8 I-135：1.5×10 0.31（小児活動時） 1.2 （成人活動時） 5.16（小児1日平均） 22.2（成人1日平均） パラメータ等 記号 単位 Sv/Bq 小児 核種iの吸入摂取に KTi よる甲状腺の等価 線量に係る線量係 数1) i 安全評価指針のとおり 数値 I-131：4.4 I-132：4.7 I-133：5.0 I-134：4.6 I-135：4.7 I-131：2.9×10 -7 I-132：1.7×10 -9 I-133：4.9×10 -8 I-134：2.9×10 -10 I-135：8.5×10 -9 0.5（小児活動時） 1.2（成人活動時） 8 （小児1日平均） 23（成人1日平均） 補足２ ICRP1990年勧告反映に伴う美浜１号炉、２号炉設置許可申請書の添付書類六の記載の変更について ICRP1990年勧告取入に伴い、実効放出継続時間が変更となる(参考１)。このため、線量評価に用いる相対濃度 (χ/Q)が変更となる(参考２、 ３)。また、ICRP1990年勧告取り入れに伴う線量評価値の変更により、線量が最大となる地点(方位)変わる。このため、事故時等の線量評価に用いる χ/Q及びD/Qが一部変更となる。以上による美浜１号炉、２号炉の設置許可申請書添付書類六のχ/Q及びD/Qの具体的な変更は表１のとおり。 表：美浜１号炉、２号炉の各種、重大、仮想事故時の線量評価に用いる実効放出継続時間及びχ／Ｑ、Ｄ／Ｑ 美浜２号炉 美浜１号炉 事 故 の 種 類 放出位置 実効放出 継続族時間 変更前 変更後 原子炉冷却材喪失 蒸気発生器伝熱管破損 各 放射性気体廃棄物処理 施設の破損 種 事 故 燃料集合体の落下 χ／Ｑ 原子炉冷却材喪失 蒸気発生器伝熱管破損 仮 想 事 故 原子炉冷却材喪失 6 同左 2.0×10 1.1×10 同左 同左 2.4×10-19 同左 χ／Ｑ 地 上 1 同左 1.5×10-4 同左 Ｄ／Ｑ 地 上 1 同左 1.9×10-18 同左 χ／Ｑ 地 上 1 同左 1.7×10-4 同左 1 同左 -18 1.7×10 同左 4 同左 2.0×10-5 同左 地 上 1.1×10-4 同左 排気筒 -19 χ／Ｑ χ／Ｑ 排気筒 排気筒 17 同左 2.4×10 -6 9 8 地 上 N SE ESE N 同左 同左 4.4×10-5 1.7×10-4 ESE 同左 1.7×10-19 同左 ENE 同左 χ／Ｑ 地 上 1 同左 1.7×10-4 同左 ESE 同左 Ｄ／Ｑ 地 上 1 同左 1.9×10-18 同左 SE 同左 4.4×10 同左 同左 1.7×10-19 同左 同左 -4 地 上 χ／Ｑ Ｄ／Ｑ 排気筒 地 上 地 上 16 1 1 同左 -5 同左 1.7×10 -18 1.9×10 同左 同左 ESE ENE ESE SE 重 大 事 故 蒸気発生器伝熱管破損 同左 同左 同左 同左 原子炉冷却材喪失 仮 想 事 故 原子炉冷却材喪失 同左 変更前 同左 -4 1.1×10 同左 2.0×10 14 同左 2.6×10-19 同左 χ／Ｑ 地 上 1 同左 1.3×10-4 同左 -18 Ｄ／Ｑ 地 上 1 同左 1.8×10 同左 χ／Ｑ 地 上 1 同左 1.5×10-4 同左 1 同左 -18 同左 4 3 χ／Ｑ 地 上 排気筒 地 上 χ／Ｑ 排気筒 排気筒 1.6×10 2.0×10-5 -4 1.2×10 15 同左 10 9 地 上 着目方位 変更後 -5 排気筒 N 同左 SE 同左 ESE 同左 N 同左 ESE N 2.1×10-5 -4 1.3×10 -19 同左 -6 3.1×10 9.3×10-6 4.0×10-5 4.0×10-5 2.5×10 変更前 変更後 Ｄ／Ｑ 排気筒 15 同左 2.5×10-19 同左 N 同左 χ／Ｑ 地 上 1 1 1.5×10-4 同左 ESE 同左 Ｄ／Ｑ 地 上 1 1 1.8×10-18 同左 SE 同左 -6 同左 -5 ESE 同左 4.0×10 同左 同左 2.5×10-19 同左 N 同左 同左 -4 同左 ESE 同左 -18 同左 SE 同左 χ／Ｑ 排気筒 10 同左 地 上 Ｄ／Ｑ 蒸気発生器伝熱管破損 6 χ／Ｑ(s/m3)又は Ｄ／Ｑ(Gy/Bq) Ｄ／Ｑ Ｄ／Ｑ 制御棒飛び出し 排気筒 地 上 Ｄ／Ｑ 6.2×10 3.4×10-6 χ／Ｑ -6 同左 同左 蒸気発生器伝熱管破損 各 放射性気体廃棄物処理 施設の破損 種 事 故 燃料集合体の落下 同左 16 9 原子炉冷却材喪失 同左 3.4×10 実効放出 継続族時間 変更前 変更後 同左 排気筒 排気筒 放出位置 変更前 変更後 Ｄ／Ｑ χ／Ｑ 事 故 の 種 類 同左 -4 17 地 上 着目方位 変更後 排気筒 Ｄ／Ｑ 蒸気発生器伝熱管破損 変更前 Ｄ／Ｑ Ｄ／Ｑ 重 大 事 故 χ／Ｑ(s/m )又は Ｄ／Ｑ(Gy/Bq) -5 地 上 Ｄ／Ｑ 制御棒飛び出し 排気筒 3 χ／Ｑ Ｄ／Ｑ 排気筒 地 上 地 上 15 1 1 同左 3.1×10 1.5×10 1.8×10 補足３ ICRP1990年勧告反映に伴う美浜１号炉、２号炉設置許可申請書の添付書類十の各種、重大、仮想事故の放出放射能量の変更について ICRP1990年勧告取入に伴い、よう素の放出放射能量(I-131等価量)が変更となる。美浜１号炉、２号炉の設置許可申請書添付書類十の放出放射能量 の具体的な変更は表１のとおり。 表１ 美浜１号炉 美浜１号炉、２号炉の各種、重大、仮想事故時の放出放射能量 美浜２号炉 放出放射能量 事故の種類 評価事象 放射性気体廃棄物 処理施設の破損 蒸気発生器伝熱管破損 事故 燃料集合体の落下 原子炉冷却材喪失 制御棒飛び出し 重大事故 原子炉冷却材喪失 蒸気発生器伝熱管破損 仮想事故 よう素(Bq) 原子炉冷却材喪失 蒸気発生器伝熱管破損 変更前 変更後 － － 約2.5×10 10 約2.3×10 10 約1.3×10 11 約2.6×10 10 約4.9×10 11 約2.7×10 11 約2.4×10 13 約1.2×10 12 放出放射能量 希ガス(Bq) 変更前 約2.9×10 10 約2.3×10 10 約1.3×10 11 約2.8×10 10 約5.1×10 11 約3.1×10 11 約2.5×10 13 約1.3×10 12 事故の種類 表２ 核種 半減期 I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 8.06d 2.28h 20.8h 52.6min 6.61h 評価事象 変更後 約6.1×10 13 同左 放射性気体廃棄物 処理施設の破損 約1.9×10 14 同左 蒸気発生器伝熱管破損 約1.7×10 12 同左 約2.4×10 13 同左 約4.8×10 12 同左 約6.1×10 13 同左 約3.4×10 14 同左 約3.0×10 15 同左 約1.3×10 15 同左 事故 重大事故 仮想事故 ＝(全放出量) ／ (１時間当たりの最大放出量) よう素各種のI-131等価量への換算係数 よう素核種のI-131等価量への換算係数 ICRP1990勧告後 ICRP1990勧告前 成人甲状腺線量 小児実効線量 小児甲状腺線量 成人甲状腺線量 1 1 1 1 1.44×10-2 1.19×10-2 9.23×10-3 5.86×10-3 -1 -1 -1 -1 2.56×10 2.50×10 1.95×10 1.69×10 -3 -3 -3 4.31×10 2.28×10 1.79×10-3 1.00×10 -2 -2 -2 -2 5.31×10 5.00×10 3.85×10 2.93×10 希ガス(Bq) 変更前 変更後 － － 10 変更前 変更後 13 同左 14 同左 12 同左 13 同左 13 同左 13 同左 14 同左 15 同左 15 同左 約8.9×10 約7.8×10 10 10 約5.1×10 10 約3.8×10 11 約1.9×10 11 約3.0×10 約6.6×10 燃料集合体の落下 約5.1×10 原子炉冷却材喪失 約1.8×10 10 制御棒飛び出し (参考１) 実効放出継続時間について 実 効 放 出 継 続 時 間 の 算 出 方 法 は 下 式 の と お り 。 ICRP1990年 勧 告 反 映 に 伴 い、表２のとおり、よう素の短半減期核種の換算方法の増加により、1時間当 たりの放出量が最大となる事象初期においては、短半減期のよう素の寄与が大 きく、I-131等価量としては、増加する。一方、事象全体では、長半減期のよ う素の影響が支配的となることから、この時の全放出量は事象初期の１時間当 たりの放出量ほど増加しない。したがって、よう素の実効放出継続時間は短く なる傾向にある。 実効放出継続時間 よう素(Bq) 約2.9×10 約8.2×10 10 11 約7.0×10 11 約8.6×10 11 約5.4×10 11 約5.1×10 13 約3.4×10 13 約4.3×10 12 約2.4×10 12 約2.1×10 約7.7×10 原子炉冷却材喪失 約6.7×10 蒸気発生器伝熱管破損 約4.6×10 原子炉冷却材喪失 約3.4×10 蒸気発生器伝熱管破損 約2.2×10 約1.4×10 (参考２)I-131等価量について I-131等価量の算出方法は下式のとおり。ICRP1990年勧告反映に 伴い、 表２ のと おり 、よ う素各 種のI-131等 価量 への換 算係 数が変 更になることにより、総放出量は大きくなる。 I-131等価量Qe(Bq) Qe = ΣKi ×Qi ここで、 Ki：I-131等価量への換算係数 Qi：核種別放出量 (参考３)χ/Qについて χ/Qの算出方法は下式のとおり。 実効放出継続時間が短くなった場合、χ/Qは大きくなる傾 向にある。 χ/Ｑ Ｔ 1 T T χ/Ｑ i i i 1 ：実効放出継続時間(h） χ/Ｑ i ：時刻iにおける相対濃度（s/m 3 ） i ：時刻iにおいて風向が当該方位にあるとき 時刻iにおいて風向が他の方位にあるとき i i 1、 0 美浜２号炉 着目方位 原子炉冷却材喪失(重大事故)における小児甲状腺線量評価の着目方位の変更について 評価 よう素の放出放射能量 (I-131等価量)(Bq) 排気筒放出 地上放出 よう素の吸入 摂取による小 児甲状腺線量 排気筒放出 地上放出 (Sv) 3 χ/Q (s/m ) 合計 ICRP1990年勧告反映前 約6.4×1010 約6.1×1011 約6.7×1011 3.1×10-6 4.0×10-5 約0.0039 ICRP1990年勧告反映後 約7.5×1010 約6.2×1011 約7.0×1011 3.2×10-6 4.0×10-5 約0.0049 ICRP1990年勧告反映前 約6.4×1010 約6.1×1011 約6.7×1011 9.1×10-6 3.9×10-5 約0.0038 ICRP1990年勧告反映後 約7.5×1010 約6.2×1011 約7.0×1011 9.3×10-6 4.0×10-5 約0.0050 ESE N 線量評価結果 よう素の吸入摂取による小児甲状腺線量 評価 着目方位 ICRP1990 年勧告反映前 ESE 約 0.0039 ICRP1990 年勧告反映後 N 約0.0050 (Sv)
© Copyright 2024 ExpyDoc
