[者;

2 

令第四条第四項第三号ロの主務省令で定める基準は、空気中の放射性物質 の濃度について、次に掲げる放射能水準とする。

一 検出された放射性物質の種類が明らかで、かっ、一種類である場合にあって は、放射性物質の稜類に応じた空気中濃度限度に五十を乗じて得た値

二 検出された放射性物質の種類が明らかで、かつ、二種類以上の放射性物質が ある場合にあっては、それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質に ついての前号の規定により得られた値に対する割合の和がーとなるようなそれ

らの放射性物質の濃度

三 検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては、空気中濃度限 度(当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係る

ものを除く。)のうち、最も低いものに五十を乗じて得た値

3 

令第四条第四項第三号の規定による放射線量又は放射性物質の検出は、次 に定めるところによるものとする。

放射線量については、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、

令第四条第四項第三号イの放射線量の水準を十分間以上継続して検出するこ とo

ニ

放射性物質については、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、

前項の規定に基づく放射性物質の濃度の水準を検出すること。

4 

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量又は放射性物質 の濃度の測定が国難で、ある場合であって、その状況にかんがみ、I 前項の検出に より令第四条第四項第三号イの放射線量の水準又は第二項の規定に基づく放 射性物質の濃度の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前項の規定にかか わらず、当該放射線量又は放射性物質の濃度の水準が検出されたものとみなす。

第八条 令第四条第四項第四号の規定による放射線量の検出は、火災、爆発そ の他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。

2 

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難で ある場合で、あって、その状況にかんがみ、前項の検出により令第四条第四項第 四号の放射線量の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前項の規定にかか わらず、当該放射線量の水準が検出されたものとみなす。

第九条 令第四条第四項第五号の主務省令で定める事象は、次に掲げるものと する。

次の表の上棟に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げるもの

;

イ 沸騰水型軽水炉及び加圧水型

I

⁽¹⁾  原子炉の非常停止が必要な場合に

;軽水炉(実用発電用のものに限

i

おいて、通常の中性子の吸収材(ナトリウ

;る。)、重水減速沸騰軽水冷却型原

i

ム冷却型高速炉については、通常の中性子

; 子 炉 並 び 町 内 ム 冷 却 型 高 速

j

の 附 の 電 動 駆 動 山 挿 入 を 除 く ) 

!炉に係る原子炉の運転等のための

i

により原子炉を停止することができないこ

(以下「大規模原子炉施設」とい。

する。) ( 

2  ) 

原子炉の運転中に非常用炉心冷却!

j

装置の作動を必要とする原子炉冷却材(ナ;

!トリウム冷却型高速炉については、原子炉

i

冷却材を汲み上げる設備の機能を超える原

i

子炉冷却材)の漏えいが発生すること。

i 

⁽³⁾  原子炉(沸騰水型軽水炉及び重水

i

i

減速沸騰軽水冷却型原子炉(以下「沸騰水 (型軽水炉等

j

という。)に限る。) の運転

h

に当該原子炉へのすべての給水機能が喪

i

持した場合において、非常用炉心冷却装置!

I 

(当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。)

i

が 作 動 ル こ と 。

i 

⁽⁴⁾  原子炉(加圧水型軽水炉に限る。)

i

の運転中に蒸気発生器へのすべての給水機

i

^{能が喪失することo}

(  5  ) 

原子炉(加圧水型軽水炉を除く。)

!の運転中に主復水器による当該原子炉から

i

熱を除去する機能(ナトリウム冷却型高速

i

炉については、主冷却系による当該原子炉

i

から熱を除去する機能)が喪失した場合に

!おいて、当該原子炉から残留熱を除去する [機能が喪失すること。

(6 )  原子炉の運転中にすべての交流電

(7)  原子炉の運転中に非常用直流母線 がーとなった場合において、当該直流母線

i

に電気を供給する電源がーとなる状態が五

i

^{分以上継続すること。}

(8) 

を除く。)の停止中に原子炉容器内に照射

済み燃料集合体がある場合において、当該

l 

^{一 一} 一 両 ー が 停 止 し カ つ そ の 状態が五分以上継続すること。

原子炉(ナトリウム冷却型高速炉

i

済み燃料集合体がある場合において、当該 原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置 が作動する水位(力日圧水型軽水炉又は重水 減速沸騰軽水冷却型原子炉の停止中にあっ ては、当該原子炉から残留熱を除去する機

射

ο 照 と に

こ 肉 パ

る 器 す 容 下 炉 低 子 で 原 ま に ) 中 位 止 水 停 る の す ) 失喪 ) る

が

9限 能 (

に 原子炉(ナトリウム冷却型高速炉

照射済み燃料集合体の貯蔵槽の 液イ立が、当該燃料集合体が露出する液面ま で低下すること。

原子炉制御室が使用できなくな

を停止する機能又は原子炉から残留熱を除 る機能が喪失すること。

p. 

il>t~1i3f:tEfflJJll;+1? (-1 1ct~vfQ 山一瓦十両手品正三一両瓦 i

ものを除く。)に係る原子炉の運転;おいて、原子炉を停止するすべての機能が

i

^{等のための施設(以下}

^f

^{試験研究用}

i

^{喪失すること。}

i

^{原子炉施設}

^J

^{というo )  ( 2)}  原 子 炉 問 す る す べ て の 機 能 が

!喪失すること。

(  3  ) 

原子炉制御室が使用できなくなる

!こと。

;トノハ¥ 再処理施設に係る原子炉の運

i ハ (

1υ)  再処理施設の運転中にすベての動

i

l

^{ト戸転輔等…施蹄設}

!理施設」 と し い 、 づ う 。 ) が で き な い こ とo

[(2)  照射済み燃料集合体の貯蔵槽の液!

ド が 当 該 燃 料 集 制 露 出 す る 液 面 ま で ;

l

^{低下することo}

i(3)  制御室が使用できなくなること。

二 原子炉の運転等のための施設の内部(原子炉の内部を除く。)において、核 燃料物質の形状による管理、質量による管理その他の方法による管理が損なわ れる状態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。

事業所外運搬(核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技 術上の基準に係る細目等を定める告示(平成二年科学技術庁告示第五号)第三 条並びに第五条第一項第一号(液体又は気体であって専用積載としないで運搬

する場合におけるものを除く。)及び第二項第一号、船舶による放射性物質等 の運送基準の細目等を定める告示(昭和五十二年運輸省告示第五百八十五号) 第四条並びに第十条第一項第一号(液体又は気体で、あって専用積載としないで 運搬する場合におけるものを除く。)及び第二項第一号並びに航空機による放 射性物質等の輸送基準を定める告示(平成十三年国土交通雀告示第千九十四号) 第四条並びに第七条第一項第一号(液体又は気体であって専用積載としないで 運搬する場合におけるものを除く。)及び第二項第一号に規定する核燃料物質 等の遼搬を除く。)の場合にあっては、火災、爆発その他これらに類する事象 の発生の際に、当該事象に起因して、当該運搬に使用する容器から放射性物質 が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

(原子力緊急事態の発生を示す事象)

第十九条 令第六条第四項第一号の主務省令で定める基準及び同号の規定に よる放射性物質の検出は、加工事業者、原子炉設置者、貯蔵事業者、廃棄事業 者又は使用者にあっては、第六条の表の上欄に掲げる場合に応じ、基準につい てはそれぞれ同表の中欄に掲げる基準に百を乗じて得たものとし、検出につい てはそれぞれ問表の下欄に掲げるところによるものとする。

2 

令第六条第四項第一号の主務省令で定める基準及び同号の規定による放 射性物質の検出は、再処理事業者にあっては、空気中の放射性物質については 前項の規定によるものとし、水中の放射性物質については当該放射性物質によ る実効線量が五ミリシーベルトとなる値を、一回の海洋放出中に検出すること とする。

第二十条 令第六条第四項第二号の主務省令で定める基準は、第七条第二項各 号の場合に応じ、それぞれ当該各号の基準に百を乗じて得たものとする。

/ 

2 

令第六条第四項第二号の規定による放射性物質の検出は、火災、爆発その 他これらに類する事象の発生の際に、前項の規定に基づ〈放射性物質の濃度の 水準を検出することとする。

3 

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定 が困難である場合であって、その状況にかんがみ、前項の検出により第一項の 規定に基づく放射性物質の濃度の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前 項の規定にかかわらず、当該放射性物質の濃度の水準が検出されたものとみな す。

第二十一条 令第六条第四項第四号の主務省令で定める事象は、次に掲げるも のとする^p

次の表の上欄に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げるもの げて規模川 子炉の非常停止が必要な場合において、原子炉を停止するすべて!

!原子炉!の機能が喪失すること。

i

怖 設 !ロー原子炉(ナトリウム冷却型高速炉を除く。)の運転中に非常用炉心ム

i 

怜却装置rJ;作動を必要とする原子炉冷却材の漏えいが発生した場合又は 沸騰水型軽水炉等において当該原子炉へのすべての給水機能が喪失した 場合若しくは加圧水型軽水炉において蒸気発生器へのすべての給水機能

i

が喪失した場合において、すべての非常用炉心冷却装置による当該原子

i

!炉への注水ができないこと。

i

い

原子炉の運転中に原子炉冷却材の漏えいが発生した場合において、

i

源子炉格納容器内の圧力が当該格納容器の設計上の最高使用圧力に達す

i

ドること。

i

h 

原子炉(沸騰水型軽水炉等に限る。)の運転中に主復水器による当;

慨子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において、当該原空白

ドキュメント内 基安労発1205第1号 平成21年度原子力総合防災訓練の実施について (ページ 78-89)