5.7.運転状態における放射性物質の放出が許認可された限度内であり、緩和措置を採るに至ること のある状態を含む事故状態における放出による公衆への放射線の影響が容認限度以下であり、か つ、国の要求を満たしているという結論が、評価結果により導かれた場合にのみ、その立地点が 適合していると考えなければならない。調査及び評価は、提案された施設が立地点に適合してい るという検討と結論を引き出すことができる、妥当な結果を与えるものでなければならない。
5.8. 評価結果は文書化され、許認可文書の中で十分詳細に呈示されなければならない。
継続的な立地点の評価
5.9. 事業者は、その地域の自然及び人工的変化並びにその立地点の特性に及ぼす影響を評価し、
かつ、そのような可能性のある変化を当初の予想と比較するため、施設の存続期間（廃止措置段 階を含む）を通して監視の計画を設定しなければならない。
5.10. 継続的に行われる立地評価が立地点の特性に関する新しい情報を特定する場合には、工学
的安全管理と緊急時の準備措置のような安全対策は、再評価され変更される必要のあることがあ る。
6.3. 施設の設計と安全の正当化において、施設自体だけでなく、その安全に影響を与え得るその 他の施設と設備とのインターフェイスも又考慮されなければならない。
設計の根拠
6.4. これらの要件と２章に示された全般的な枠組みの中で、事業者は、達成すべき安全のレベル
の明白な判断基準を定めなければならない。事業者は、作業員と公衆への放射線の直接被ばく又 は環境への放射性核種の許可された排出に関する放射線の影響とそれに付随する化学物質の影響 について、制限値を設けなければならない。これらの制限値は、施設の運転状態の影響と事故状 態による潜在的な影響に対して適用しなければならず、運転状態と生産物の全範囲にわたっての 遵守を確保するよう、国際的な標準及び国の基準と同等又はそれ以下に定めなければならない。
新規設計のためには、一般的に、設計段階から強化された安全対策を取り入れることがより効果 的であるので、これらの制限値以下の目標とすることが考慮されなければならない。
6.5. 制限値と容認基準が定められなければならない。例えば、事故の状態に関する制限値を設定
するとき、有害な事象のリスクは、公衆と作業員への影響が大きくなれば発生頻度や発生確率に おいて容認可能性は小さくなるというように、容認できるリスクと容認できないリスクとに特徴 づけられる。そのような制限値は容認判定図（図２）の形で表わされ得る。深層防護の原則に従 って、追加的な対策がとられる。
6.6. 潜在的危険性に対する防護として、実行可能な範囲で次に示す階層の設計対策が使用されな
ければならない。
(1) 工程の選定（危険性を排除するため）
(2) 受動的な設計対応 (3) 能動的な設計対応 (4) 管理
容認できない
容認できる 容認基準
容認判定図
図２ 容認判定図の例
6.7. 設計対策と管理の利用可能性と信頼性は、管理されるべき潜在的危険性の重大度に相応した
ものでなければならない。
6.8. 事業者は、放射線及び／又は著しい量の放射性物質とそれに付随する化学物質の放出に至る
可能性のある想定起因事象を特定しなければならない。結果として特定された一組の想定起因事 象は包括的なものであることが確認されなければならず、また、施設のあらゆる運転状態におい て発生する恐れのある施設の SSC の想定し得る損傷と人的過誤を包含するように定義されなけ ればならない。その一組の想定起因事象は内的及び外的に起因した事象を包含したものでなけれ ばならない。想定起因事象の例は添付資料Iに提示される。
6.9. 重大な事故シーケンスを特定するために、設計基準事故手法（添付資料Ⅲを参照のこと）、又
はそれと等価な手法が使用されなければならない。特定された事故シーケンスのそれぞれについ て、深層防護の概念を実施するために使用される安全機能、対応する安全上重要なSSC、及び運 転管理上の安全要件が特定されなければならない。
設計評価
6.10. 施設の安全設計の責任は事業者になければならない。その事業者は施設の設計者によって
支援されていることがある。その場合には、施設の設計者は、定められた安全要件を満たすこと ができることを立証しなければならない。施設の安全設計を達成するため、施設の設計者と事業 者の間で緊密な連絡が維持されなければならない。ただし、事業者は、施設設計の内部安全審査 を、できるだけ設計者から独立して実施しなければならない。設計者は、事業者が許認可文書の 作成で利用できるように、設計文書を体系的に準備し、報告し、提出しなければならない。設計 の進展は、許認可文書の作成と同時に進むことがある。（さらなる詳細については、添付資料Ⅲを 参照のこと）
全般的安全要件
判断基準と規則
6.11. 施設の各運転状態、及び各設計基準事故又はそれらと等価な事象について、すべての関連パ
ラメータに関する設計の判断基準が定められていなければならない。安全上重要なSSCに関する 設計の判断基準は、工学的な設計規則の形式をとることがある。工学的な設計規則は、関連する 規則及び基準における要件を含み、また、既に加盟国で確立された又は国際的に使用されている 適用可能で標準的な工学的方法を使用することを規制機関により設定され、かつ、明示的に要求 され得る。設計規則は、運転制限を超えても安全裕度9内であれば重大な影響は発生しないという 合理的な保証を与えるために、運転で予想される範囲を超えてさらに安全裕度を与えなければな らない。
9 安全裕度とは安全限界値と運転制限値の間の差である。
規則及び基準
6.12. 事業者は安全上重要なSSCに適用すべき規則及び基準を特定しなければならず、またそれ
らを適用することの正当性を示さなければならない。特に、異なる規則及び基準が、同一の対象 物又は系統の異なる側面で使用される場合、それらの整合性が説明されなければならない。規則 及び基準によって包含される代表的な領域は次のとおりである。
(a) 圧力保持容器の設計を含む機械設計 (b) 構造設計
(c) 材料の選定 (d) 熱水力設計 (e) 電気設計
(f) 計測制御系の設計
(g) ソフトウェアの設計と管理
(h) 設計に関連する検査、試験及び保守 (i) 臨界安全
(j) 遮へいと放射線防護 (k) 火災防護
(l) 化学上の危険性の防護 (m) 耐震認証された設計
(n) その他、自然現象からの防護のための設計
利用可能性と信頼性
6.13. 事業者は、許認可資料に定められた、安全上重要なSSCの利用可能性と信頼性の必要な水
準が達成されていることを確実にしなければならない。運転状態と事故状態において安全上重要 なSSCに求められる利用可能性と信頼性を達成するために、添付資料Ⅱに述べられた設計原理は、
適宜、適用されなければならない。
6.14. 適切に定められた規則又は基準が存在しないような安全上重要なSSCについては、類似の
設備に関する既存の規則又は基準から導かれる手法が適用され得る。そのような規則又は基準が 存在しないときは、経験から得た教訓、パイロットプラントでの試験を含む試験、解析、及び専 門委員会の推奨事項、又はそれらの組合せが適用され得る。そのような適用は、正当化されなけ ればならない。
人間工学と人的因子
6.15. 設計作業の全体にわたって、人的因子とマン－マシン・インタフェースが考慮されなけれ
ばならない。人的因子は、工程の状態が頻繁に変化することと、運転員が工程の運転に比較的多 く関わることから、核燃料サイクル施設の安全の重要な側面である。制御室と計器盤の設計に人 間工学の原則が適用されなければならない。安全上重要なパラメータについて、運転員は明瞭な 表示と聞き取れる信号が与えられなければならない。
6.16. 通常運転において、また予期される運転時の事象及び事故状態において、例えば、適切な
動作を自動化することによって問題なく運転できるように、設計では、運転員への要請を最小限 に留めなければならない。予測可能な人的過誤を予想すると、適切な管理の工夫（例えばインタ ロック、キー、パスワード）の必要性は、設計の中で考慮されなければならない。
材料の選定と経年変化
6.17. 設計段階では、材料の耐用寿命の終期で予想される材料特性に適応するように、設計上の
安全余裕が採用されなければならない。このことは、運転状態と事故状態において経験する化学 的及び放射線の状態の特性と範囲のために、核燃料サイクル施設では特に重要である。材質特性 の詳細が入手できないときは、事業者により適切な材料の監視計画が実施されなければならない。
適切な間隔で設計の妥当性を検討するために、この計画で得られた結果は活用されなければなら ない。疲労（例えば、機械的又は熱的な繰り返し荷重による）、応力腐食、浸食、化学的腐食又は 照射により引き起こされる変質などの要因のため、機械的性質が供用中に変化し得る材料に対し ては、監視のための設計での対策が必要となることがある。
保守、検査及び試験に関する対応
6.18. 安全上重要なSSCは、施設の存続期間にわたりそれらの機能的な能力に対して、保守、検
査さらに試験がしやすいように設計されなければならない。
6.19. 安全上重要なSSCの設計と配置には、保守、検査及び試験の作業から発生する被ばくを最
小限に留めるための対策を含めなければならない。「保守」という用語には予防処置と是正処置の 両方を含む。