①　反応度制御の方法
反応度制御系は制御棒クラスタおよび化学・体積制御設備よりなる。前者はその位置調整により原子炉の出力変化および、高温停止に必要な反応度制御を行なうとともに、スクラム操作にも使用される。

後者は1次冷却材中のほう素濃度調整により燃料の燃焼、核分裂生成物の毒作用による比較的緩慢な反応度変化に対する補償と低温停止時における過剰反応度の吸収に使用されるほか非常用制御設備の機能も有する。

初装荷炉心の実効余剰増倍率は0.20（△k）以下で最も反応度効果の大きい制御棒クラスタ1本が炉心に挿入できない場合でも制御系の反応度抑制効果は、実効増倍率の変化にして0.21（△k）以上であり、常に炉心の実効増倍率を0.99（△k）以下に抑えるだけの停止余裕があるように設計される。

さらに運転中常に必要な停止余裕を確保するため制御棒クラスタが挿入位置限界値に近づいたとき、停止余裕監視装置により、警報を発するよう設計される。

②　制御棒クラスタ
制御棒クラスタの位置調整は、磁気ジャック式駆動装置により上方から駆動されるが、スクラム動作は制御棒クラスタが、自重で炉心内に落下することにより行なわれる。

③　化学・体積制御設備
 ほう素濃度調整は化学・体積制御設備により、1次冷却材の注入、抽出およびイオン交換によって行なうが、いずれの場合も、濃度の変化に基づく原子炉の反応度変化は緩慢で原子炉の運転制御に支障を与えることはない。

①　燃料ペレットは溶融温度に達することはないが、全部の燃料棒の被覆に破損 が生じたとし、全炉心に内蔵されている核分裂生成物のうち希ガス3％、よう素1.5％、固体核分裂生成物0.03％相当分の放出があるものとする。

　なお、原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち10％は有機よう素であり、また残りの無機よう素の50％は原子炉格納容器壁面に吸着されるものとする。

②  1次冷却材の流出に伴なって放出されたよう素はアイスコンデンサにおいて大部分が除去されるが、評価に当っては、アイスコンデンサにおけるよう素除去効果を無視する。

③  原子炉格納容器からの漏洩率は事故後24時間まで0.5％/日、その後3日間は0.25％/日とする。

④　原子炉格納容器から漏洩した気体は格納容器としゃへい建屋との間の空間 （アニュラス部）に入り、アニュラス空気再循環系を経て再循環し、その一部は、アニュラス部の負圧維持のため、排気筒から放出される。

　このアニュラス空気再循環系に設置されるよう素フィルタの除去効率は90％とする。なお、事故後アニュラス部の負圧の達成までに5分間を要し、この間はアニュラス空気再循環設備のフィルタは有効でなく、原子炉格納容器からアニュラス部に漏洩してきた気体は、そのまま外部に放出されるものとする。

⑤  大気中への拡散に用いる気象条件は、排気筒の高さ（地上約55m）、現地の気象データをもとに「原子炉安全解析のための気象の手引」（以下気象手引という）を参考にして高さ55m以下均一分布、水平方向拡散幅30°一定、有効拡散風速4m/secとする。

　解析の結果、大気中に放出される放射性物質は全よう素が約35Ci（Ⅰ-131換算、以下同様）希ガス約8,400Ci（γ線エネルギ0.5MeV相当、以下同様）である。

居住可能区域で被ばく線量が最大となるのは地役権設定区域との境界（原子炉中心から約800m）であって、その地点における被ばく線量は甲状腺（小児）に対して約0.89rem、全身に対して0.022rem（β線約0.037rem）である。

①  1次冷却材中のよう素濃度を約13.8μCi/cc（Ⅰ-131換算）、希ガス濃度を約175μCi/cc（γ線工ネルギー0.5MeV相当）とする。
　
②　さらに炉内圧が大気圧に低下するまでに破損燃料から1次冷却材中へ追加放出される核分裂生成物の量を全よう素約60,000Ci、希ガス約260,000Ciとする。
　
③　2次側へ流出した1次冷却材中に含まれる核分裂生成物のうち、希ガスの全部とよう素の一部が、主蒸気逃し弁から排気管を通って放出されるものとする。

④　よう素のうち90％は無機状のもの、10％は有機状のものとする。無機状のものの液相-気相間の分配係数を100、有機状のものの低減率を1/10とする。
　
⑤　破損した蒸気発生器を蒸気隔離弁で隔離した後においても、逃し弁、安全弁から蒸気の漏洩があるとし、その漏洩量は蒸気圧力の平方根に比例するものとする。

⑥　大気中の拡散に用いる気象条件は、現地の気象データをもとに気象手引を参考にして、地上放散、大気安定度F型、水平方向拡散幅20一定、有効拡散風速2m/secとする。

　解析の結果、大気中に放出される放射能は全よう素が約55Ci、希ガスが約18,500Ciである。

　居住可能区域で被ばく線量が最大となるのは地役権設定区域との境界（原子炉中心から約800m）であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺（小児）に対して約16rem全身に対して約0.084rem（β線約0.58rem）である。

　上記各重大事故時の被ばく線量は立地指針のめやす線量として示されている甲状腺（小児）150rem、全身25remより十分小さい。

①  全炉心に内蔵されている核分裂生成物のうち、希ガス100％、全よう素50％、固体核分裂生成物1％相当分が原子炉格納容器内に放出される。

②　国民遺伝線量の評価における大気中での拡散に用いる気象条件は気象手引を参考にして大気安定度F型、水平方向拡散幅30°一定、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全よう素が約1,165Ci希ガスが約280,000Ciとなる居住可能区域で、被ばく線量が最大となるのは、地役権設定区域との境界（原子炉中心から約800m）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7.4rem全身に対して約0.72rem（β線約1.2rem）である。また全身被ばく線量の積算値は約7.5万人remである。