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46原委第87号
昭和46年3月25日
内閣総理大臣 殿
原子力委員会委員長
中国電力株式会社島根原子力発電所の原子炉の設置変更
（原子炉施設の変更）について（答申）
昭和46年3月11日付け46原第1697号で諮問のあった標記の件について、下記のとおり答申する。
記
標記に係る許可の申請は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第24条第1項各号に掲げる許可の基準に、適合しているものと認める。
なお、本設置変更に係る安全性に関する原子炉安全専門審査会の報告は別添の通りである。
中国電力株式会社島根原子力発電所の原子炉の
設置変更（原子炉施設の変更）に係る安全性について
昭和46年3月17日
原子炉安全専門審査会
原子力委員会
委員長 西田信一殿
原子炉安全専門審査会
会長 内田秀雄
中国電力株式会社島根原子力発電所の原子炉の設置変更
（原子炉施設の変更）に係る安全性について
当審査会は、昭和46年3月11日付け46原委第71号をもって、審査の結果を求められた標記の件について、結論を得たので報告します。
Ⅰ 審査結果
中国電力株式会社島根原子力発電所の原子炉の設置変更（原子炉施設の変更）に関し、同社が提出した、「島根原子力発電所の原子炉設置変更許可申請書（原子炉施設の変更）」（昭和46年3月6日付け申請）に基づいて審査した結果、本原子炉の設置変更に係る安全性は十分確保し得るものと認める。
Ⅱ 変更事項
本変更は、島根原子力発電所の原子炉施設を変更しようとするもので、その内容は次のとおりである。
1 制御設備
炉心周辺部のポイズン・カーテンを取り除くことにより、その個数を従来の約200個から約170個に変更する。
2 1次冷却設備
主蒸気融離弁の漏えい率を、1個あたり原子炉容器蒸気相体積に対して10％/日（飽和蒸気、逃し弁作動圧力に対して）とする。
Ⅲ 審査内容
1 安全設計および安全対策
以下に示すように、本変更により原子炉の安全性を損うことはない。
（1）制御設備の変更
1）最大価値制御棒引抜時の停止余裕
最大反応度抑制効果を有する制御棒が引抜かれ、その他のすべての制御棒が挿入された状態で、原子炉は未臨界に保たれるという基準は、本変更後も十分満足される。このことは、同型の原子炉である東京電力（株）福島1号原子炉において、試験の結果確認されている。
2）炉心全体の反応度への影響
本原子炉の実効余剰増倍率は、炉心初期で0.24△Kであるが、ポイズン・カーテンにより最大0.14△Kに抑えられる。本変更によるこれらの値への影響は0.002△K程度と評価され、安全上問題はない。
3）その他核的熱的特性への影響
ポイズン・カーテンに隣接しなくなる燃料要素内のローカル・ピーキングも十分低く、また、ポイズン・カーテンの減少がボイド係数等動特性パラメータにおよぼす影響も少なく、安全上問題はない。
（2）一次冷却設備の変更
本変更により、主蒸気隔離弁の作動が必要とされる主蒸気管破断事故時には、弁が閉鎖しても漏えい率に従い、一次冷却材の漏洩が続くことになるが、炉内圧力の急速な低下および逃し弁等によるサプレッション・プールへの移行により、その漏えい量はきわめて少ないので、安全性は確保される。
2 災害評価
本変更に係る原子炉は、以上のように安全性を確保しうると認めるが、さらに本変更に関連ある主蒸気管破断事故について「原子炉立地審査指針」（以下「立地指針」という）に基づいて重大事故および仮想事政を想定して行なった災害評価は、次のとおりで、解析に用いた仮定は妥当であり、その結果は、立地指針に十分適合していると認める。
（1）重大事故
ドライウェル外で主蒸気管1本が瞬時に完全破断し、一次冷却材の気水混合物が大気中に放出されると仮定する。隔離弁の閉鎖時間は5.5秒、放出流量は流量制限器によって定格流量の約200％に制限されるものとして解析すると、蒸気約4.5t、水約6.8tが放出されることになるが、炉心は露出しない。隔離弁の閉鎖後は、隔離弁からの漏えいにより気相中の核分裂生成物が大気中へ放出されるものとする。そこで、次の仮定を用いて被ばく線量を計算する。
①事故前の一次冷却材中の核分裂生成物の濃度は、原子炉運転中の冷却材放射能濃度の最高限度である20μCi/cm3（うち、131Ⅰで0.27μCi/cm3）とする。
②事故発生後の原子炉圧力の減少に伴い、破損燃料から核分裂生成物が冷却材中に放出されるが、その量は全よう素が131I換算（以下同様）で約38,000Ci（うち、131I約20,000Ci）、よう素以外のハロゲンが約6.1×104Ci（γ線エネルギー0.5MeV相当、以下同様）、希ガスが約50.6×104Ci（γ線エネルギー0.5MeV相当、以下同様）とする。
なお、隔離弁閉鎖以前に冷却材中に放出される量の1％が、破断口からタービン建家を通じ、大気中へ放出されるとする。
③原子炉圧力は、隔離弁閉鎖後24時間一定割合で大気圧まで減圧されるとする。
④隔離弁は、8個あるうち1個が閉じないとする。隔離弁閉鎖後の炉内からの漏えい率は、逃がし弁作動圧力（約76.0kg/cm2G）において原子炉容器蒸気相体積に対して60％/日とし、炉内圧の変化に伴い変化する。
⑤燃料から放出されるよう素のうち、90％は無機よう素、10％は有機よう素とする。無機よう素については、原子炉容器内の液相一気相間の分配係数を100とする。また、タービン建屋の壁面等への吸着および疑縮される割合を50％とする。有機よう素については、その低減率を1/10とする。
⑥放出された冷却材は、気温33℃、相対湿度40％の大気中に全部蒸発し、半径約80mの半球状放射性雲となる。この雲は、風速1m/secで移動するものとする。
⑦隔離弁閉鎖後、隔離弁から漏えいした放射性物質の大気中での拡散に用いる気象条件は「原子炉安全解析のための気象手引」（以下「気象手引」という）を参考にして、地上放散、大気安定度F型、拡散巾30°、風速1.5m/secとする。
解析の結果、大気中に放出される放射性物質は、内部被ばくに関するものとして、全よう素約34Ci、外部被ばくに関するものとして、ハロゲン約531Ci、希ガス約88.5Ciである。
敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界（原子炉から約820m）であって、その地点における被ばく線量は、甲状線（小児）に対し約11.2rem、全身に対してγ線約7.1mrem（β線約17.9mrem）となる。
この被ばく線量は、「立地指針」にめやす線量として示されている。甲状線（小児）150rem、全身25remより十分小さい。
（2）仮想事故
重大事故の場合と同じ事故について、冷却系の効果を無視し、原子炉容器から核分裂生成物の漏えいが長時間続くものする。
そこで、重大事故の場合と同じ仮定を用いて、被ばく線量を計算する。ただし、次の仮定は重大事故の場合と異なる。
①破損燃料から放出される核分裂生成物は、隔離弁閉鎖直後に、すべて冷却材中に放出されるものとする。
②原子炉圧力は、逃がし弁作動圧力範囲に長時間保たれ、隔離弁からの漏えいが無限時間続くものとする。
解析の結果、大気中に放出される放射性物質は、内部被ばくに関するものとして、全よう素約151Ci、外部被ばくに関するものとして、ハロゲン約1140Ci、希ガス約1583Ciである。
敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界（原子炉から約820m）であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺（成人）に対して約9.8rem、全身に対してγ線約13.6mrem（β線約38.3mrem）となる。
この被ばく線量は、「立地指針」に仮想事故時のめやす線量として示されている甲状線（成人）300rem、全身25remより十分小さい。
なお、全身被ばく線量の積算値は、500人remであり、国民遺伝線量の見地から示されているめやす線量の200万人remより十分小さい。
Ⅳ 審査経過
本審査会は、昭和46年3月17日の第89回審査会において審査の結果、本報告書を決定した。
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