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＜資料３＞
平成２５年４月３日
新安全基準（重大事故対策）骨子
目 次
１．用語の定義
２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（１）共通事項
① 重大事故対処設備に対する要求事項
② 復旧作業に対する要求事項
③ その他の要求事項
（２）手順書の整備、訓練の実施、体制の整備
（３）原子炉停止対策
（４）原子炉冷却材高圧時の冷却対策
（５）原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策
（６）原子炉冷却材低圧時の冷却対策
（７）事故時の重大事故防止対策における最終ヒートシンク確保対策
（８）格納容器内雰囲気の冷却・減圧・放射性物質低減対策
（９）格納容器の過圧破損防止対策
（10）格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却対策
（11）格納容器内の水素爆発防止対策
（12）原子炉建屋等の水素爆発防止対策
（13）使用済燃料貯蔵プールの冷却、遮へい、未臨界確保対策
（14）補給水・水源の確保対策
（15）電源確保対策
（16）制御室
（17）緊急時対策所
（18）計装設備
（19）モニタリング設備
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（20）通信連絡設備
（21）敷地外への放射性物質の拡散抑制対策
３．設計基準を超える外部事象への対応 （１）可搬設備等による対応
（２）特定安全施設
４．重大事故対策の有効性評価
（１）炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価 （２）使用済燃料貯蔵プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価 （３）停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価
（注意）
・本資料は、「発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討チーム」における議論を踏ま えて取りまとめた新安全基準（シビアアクシデント対策）の骨子案に対して、2 月 7 日～ 28 日までの間に実施したパブリックコメントの結果を踏まえたものです。（下線：変更箇 所）
・本骨子は、形式にこだわらず規制要求すべき事項を取りまとめたものであり、法規制上 の構成や、用語の定義、具体的規定内容等については、法令上の用例に基づき、整理する ことになります。
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新安全基準（重大事故対策）骨子案
１．用語の定義（重大事故対策関連）
本骨子案において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところ による。
① 「重大事故」とは、発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の原子力規制委員会規 則（ 号）で定める重大な事故をいう。
② 「重大事故対策」とは、重大事故の発生及び拡大を防止するための対策をいう。
③ 「設計基準事故対処設備」とは、設計基準事故の発生後、これに対処するための設 備をいう。
④ 「重大事故対処設備」とは、設計基準事故を超える事故（以下、「B-DBA」という。） の発生後、重大事故の発生及び拡大の防止に対処するための設備をいう。
⑤ 「重大事故防止設備」とは、重大事故対処設備のうち、設計基準事故対処設備が何 らかの原因によりその安全機能を喪失した場合に、必要な機能を代替することによ り重大事故の発生を防止するための設備をいう。
⑥ 「重大事故緩和設備」とは、重大事故対処設備のうち、重大事故の発生後、その拡 大を防止又は影響を緩和するための設備をいう。
⑦ 「可搬式の設備」とは、移動させることができる設備（自走式のものを含む。）をい う。
⑧ 「恒設の設備」とは、恒常的に設置され、かつ、原子炉施設と接続されている設備
（短時間で原子炉施設と接続できるものを含む。）をいう。
⑨ 「特定安全施設」とは、意図的な航空機衝突等のテロリズム等により、炉心の著し い損傷のおそれが生じたか、若しくは、炉心の著しい損傷が発生した場合において、 格納容器の破損による多量の放射性物質の放出を抑制するための機能を有する施設 をいう。
⑩ 「想定する B-DBA」とは、有効性評価において想定する B-DBA をいう。他の「想 定する」も同旨である。
「B-DBA」は、Beyond Design Basis Accidents の頭文字です。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（１）共通事項
①重大事故対処設備に対する要求事項
【基本的要求事項】
（容量）
１ 重大事故対処設備は、想定する B-DBA を収束させるために必要な容量を有する設 計であること。
２ 可搬式の重大事故対処設備にあっては、想定する B-DBA を収束させるために必要 な容量に設備の信頼度に応じた適切な裕度を加えた容量を有する設計であること。
（環境条件及び荷重条件）
３ 重大事故対処設備は、想定する B-DBA における環境条件及び荷重条件下で十分な 信頼性をもって必要な機能を果たす設計であること。
（操作性）
４ 重大事故対処設備は、想定する B-DBA 時の環境下で確実に操作ができる設計であ ること。
（多様性）
５ 恒設の重大事故防止設備にあっては、代替する設計基準事故対処設備に対して、可 能な限り、多様性に配慮した設備とすること。
６ 可搬式の重大事故防止設備にあっては、代替する設計基準事故対処設備及び恒設の 重大事故防止設備に対して、可能な限り、多様性に配慮した設備とすること。
（悪影響防止）
７ 重大事故対処設備は、他の設備に対して悪影響を及ぼさないように施設すること。
（切り替えの容易性）
８ 他の設備を重大事故対処設備として本来の用途と異なる目的で使用する場合には、 通常の系統構成から容易かつ確実に切り替えられるように設備、手順等を整備するこ と。
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９ 可搬式の重大事故対処設備と恒設の設備が容易かつ確実に接続できるように、ま た、系統間及び号機間で融通可能とするため、接続方法を規格化する等の措置を講ず ること。また、接続口は、位置的分散を確保して複数用意した上で、共通要因によっ て接続不能とならないこと。
（耐震性・耐津波性等（接続配管等を含む））
１０ 重大事故緩和設備（可搬式の重大事故緩和設備を接続する接続口から先の建屋内 配管、弁、電気ケーブル等を含む。）は、基準地震動及び基準津波等に対して必要な 機能が損なわれないよう適切な措置を講ずること。
１１ 重大事故防止設備（可搬式の重大事故防止設備を接続する接続口から先の建屋内 配管、弁、電気ケーブル等を含む。）は、代替する設計基準事故対処設備と同等の耐 震性及び耐津波性等を有すること。
（保管場所）
１２ 可搬式の重大事故対処設備は、外部事象（地震、津波等）の影響を受けにくい場 所に、位置的分散などを考慮して保管すること。可搬式の重大事故対処設備は、恒設 の重大事故対処設備と異なる場所に保管すること。
（現場の作業環境）
１３ 重大事故対処設備の設置場所は、高線量になりにくいと考えられる設置場所の選 定、設置場所の遮へい性能等により、想定する B-DBA 時の環境下で、可搬式の重大 事故対処設備の据え付け、接続、運転操作及び復旧作業など必要な作業が行えること。
（アクセスルートの確保）
１４ 可搬式の重大事故対処設備を運搬するため又は設備の被災状況の確認のため、想 定される環境下において、建屋外で必要となるアクセスルートを確保するよう、実効 性のある設計対応及び運用管理を行うこと。
（共用の禁止）
１５ 恒設の重大事故対処設備は、原則、２基以上の原子炉施設間で共用してはならな い。ただし、共用することにより、リスク低減が見込める場合であって、他への悪影 響がない場合には、その限りでない。
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【要求事項の詳細】
（容量）
A 可搬式重大事故対処設備の容量は、可搬式代替電源設備及び可搬式注水設備に対し、次 によること。
(a) 必要な容量を賄うことができる可搬式重大事故対処設備を１基あたり２セット以 上。
(b) 上記に加え、故障時のバックアップ及び点検保守による待機除外時のバックアップ を発電所全体で考慮する。
(c) 「必要な容量」とは、当該原子炉において想定するB-DBAにおいて、炉心損傷防 止及び格納容器破損防止のために有効に必要な機能を果たすことができる容量を いう。
（耐震性・耐津波性等）
B 「同等の耐震性及び耐津波性等を有すること」とは、同等の地震動等に対して機能維持 できることをいう。
（保管場所）
C 可搬式重大事故対処設備の保管場所は、意図的な航空機衝突も考慮すること。例えば原 子炉建屋から 100m 以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。また は、航空機衝突に対して頑健性を有すること。
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（１）共通事項
②復旧作業に対する要求事項
【基本的要求事項】
（予備品等の確保）
１ 重要度の特に高い安全機能を有する設備の取替え可能な機器、部品等について、適切 な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等を確保すること。
（保管場所）
２ 上記予備品等は、外部事象（津波、地震等）の影響を受けにくい場所に、位置的分散 などを考慮して保管すること。
（アクセスルートの確保）
３ 設備の復旧作業のため、想定される環境下において、建屋外で必要となるアクセスル ートを確保するよう、実効性のある設計対応及び運用管理を行うこと。
【要求事項の詳細】
（予備品等の確保）
A 「予備品への取替のために必要な機材等」とは、気象条件等を考慮した機材、ガレキ撤 去等のための重機、夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（１）共通事項
③その他の要求事項
【基本的要求事項】
（支援）
１ サイト内で予め用意された手段（重大事故対処設備、予備品、燃料等）により、事象発 生後７日間は事故収束対応を維持できること。
関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定めること。
サイト外で予め用意された手段（重大事故対処設備、予備品、燃料等）により、事象発生 後６日間までに支援を受けられること。
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（２）手順書の整備、訓練の実施、体制の整備
【基本的要求事項】
設計基準事故を超える事故に的確かつ柔軟に対処できるよう、予め手順書を整備し、 訓練を行うとともに人員確保等の必要な体制を整備すること。
【要求事項の詳細】
（注：原子炉設置許可においては、以下の基本方針を確認し、保安規定認可等の後続規制に おいて詳細を確認する。）
A 手順書の整備は、以下によること。
(a) 全ての交流電源及び恒設直流電源系統の喪失、安全系の機器、計測器類の多重故障、 複数号機の同時被災等を想定し、限られた時間の中でプラント状態の把握や実施す べき重大事故対策について適切な判断を行うために必要となる情報の種類及びそ の入手の方法や判断基準が整理され、まとめられていること。
(b) 炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基準を予め明 確化しておくこと。（ほう酸水注入系(SLCS)、海水、ベントの使用を含む） (c) 事象の進展状況に応じて具体的な重大事故対策を実施するための、運転員用及び支
援組織用の手順書を適切に定めること。尚、手順書類が、事象の進展状況に応じて いくつかの種類に分けられる場合は、それらの構成が明確化され、かつ、各手順書 類相互間の移行基準が明確になっていること。
(d) 具体的な重大事故対策実施の判断基準として確認される水位、圧力、温度等の計測 可能なパラメータが手順書類に明記されていること。また、重大事故対策実施時の パラメータ挙動予測、影響評価すべき項目、監視パラメータなどが、手順書類に整 理されていること。
(e) 前兆事象を確認した時点での事前の対応(例えば大津波警報発令時の原子炉停止･ 冷却操作)などができる手順を整備すること。
B 訓練は、以下によること。
(a) 重大事故対策は幅広いプラント状況に応じた対策が必要であることから、その教育 訓練等は重大事故時のプラントの挙動に関する知識の向上を図ることのできるも のであること。
(b) 関連する要員の役割に応じて、定期的に知識ベースの理解向上に資する教育を行う とともに、重大事故対策実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するため 演習等が計画されること。
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(c) 普段から保守点検活動を自らも行って部品交換などの実務経験を積むことなどに より、プラント及び予備品等に熟知すること。
(d) 高線量下、夜間や悪天候下等を想定した事故時対応訓練を行うこと。
(e) 設備及び事故時用の資機材等に関する情報やマニュアルが即時に利用できるよう 普段から保守点検活動などを通じ準備し訓練を行うこと。
C 体制の整備は、以下によること。
(a) 重大事故対策を実施する実施組織及びその支援組織、これらの役割分担及び責任者 などを定め、効果的な重大事故対策を実施し得る体制を整備すること。
(b) 実施組織とは、運転員など重大事故対策を実施する組織をいう。
(c) 実施組織は、発電所の全プラントで同時に重大事故が発生した場合においても対応 できること。
(d) 原子炉主任技術者は、号機毎に専任すること。
(e) 支援組織には、実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織、実施組織が重大 事故対策に専念できる環境を整える運営支援組織などを設けること。
(f) 重大事故対策の実施が必要な状況においては、実施組織及び支援組織が設置される こと。また、予め定めた連絡体制に基づき、夜間、休日を含めて必要な要員が招集 されるよう定期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要員招集が可能である こと。
(g) 重大事故対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班の機 能が明確になっており、それぞれ責任者が配置されていること。
(h) 指揮命令系統を明確にすること。指揮者等が欠けた場合に備え、順位を定めて代理 者を明確にすること。
(i) 上記の実施体制が実効的に活動するための施設、設備等が整備されていること。 (j) 支援組織は、プラントの状態、重大事故対策の実施状況について、適宜内外部の組
織へ通報連絡を行い、広く情報提供を行う体制を整えること。 (k) 発電所外部からの支援体制を構築すること。
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（３）原子炉停止対策
【基本的要求事項】
運転時の異常な過渡変化時のスクラム失敗事象（ATWS）の兆候がある場合又は発生 した場合、炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容 器の健全性を維持しつつ、原子炉を臨界未満にする設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「兆候がある場合」とは、スクラム（原子炉緊急停止）していなければならない状況に もかかわらず、原子炉出力、原子炉圧力等のパラメータの変化からスクラムしていない ことが推定される場合のことをいう。
B 「原子炉を臨界未満にする設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等以 上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
沸騰水型原子炉(BWR)、加圧水型原子炉(PWR)共通
（手順）
(a) ATWS の兆候を検知した場合には、手動による原子炉スクラム操作を実施するこ と。
BWR の場合
（恒設重大事故防止設備）
(b) センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉スクラム系統から独立し た代替制御棒挿入回路(ARI)を装備すること。
(c) ATWS の兆候を検知した場合には、原子炉出力を抑制するため、原子炉冷却材再 循環ポンプを自動でトリップさせる装置を装備すること。自動トリップしない場合 は、手動トリップ操作を行うこと。
(d) 十分な反応度制御能力を持つほう酸水注入設備(SLCS)を装備すること。起動の判 断基準を明確に定めること。
(e) ATWS 発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、SLCS を作動させるこ と。
PWR の場合
（手順）
(f) ATWS の兆候を検知した場合には、原子炉出力を抑制するため、自動的に補助給 水ポンプの起動及びタービントリップすること。失敗した場合は、手動操作により
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(g) ATWS の兆候を検知した場合には、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備に よる十分な量のほう酸水注入を実施すること。
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（４）原子炉冷却材高圧時の冷却対策
【基本的要求事項】
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉冷却機能が喪失した場合に、炉心 の著しい損傷を防止するため、当該機能を復旧、代替すること等により原子炉を冷却す る設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「原子炉を冷却する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の効 果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
（可搬式重大事故防止設備）
(a) 全交流電源喪失・恒設直流電源系統喪失を想定し、現場での可搬式重大事故防止設 備（可搬式バッテリ、窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により、原子炉隔離時冷却 系(RCIC)又は非常用復水器（BWR の場合）、タービン動補助給水ポンプ（PWR の 場合）の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手段（手順、可搬式重大事故防止 設備、装備等）を整備すること。ただし、次項(b)に規定する人力による措置が容易 に行える場合を除く。
※：「原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策」及び「原子炉冷却材低圧時の冷却対策」の準備が整 うまでの期間のこと。
（現場操作）
(b) 全交流電源喪失・全直流電源系統喪失を想定し、現場での人力による弁の操作によ り、RCIC 又は非常用復水器（BWR の場合）、タービン動補助給水ポンプ（PWR の場合）の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手段（手順、装備等）を整備す ること。
（復旧）
(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で注水（循環を含む）により、原子炉を 冷却できる設備に電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続がで きること。（BWR の場合）
(d) 電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより起動及び十分な期間の 運転継続ができること。（PWR の場合）
（監視、制御）
(e) 全交流電源喪失・恒設直流電源系統喪失を想定し、原子炉水位（BWR 及び PWR） 及び蒸気発生器水位（PWR の場合）を推定する手段（手順、計測機器、装備等） を整備すること。
(f) 全交流電源喪失・恒設直流電源系統喪失を想定し、RCIC 等の安全上重要な設備の 作動状況を確認する手段（手順、計測機器、装備等）を整備すること。
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(c) 全交流電源喪失・恒設直流電源系統喪失を想定し、原子炉水位又は蒸気発生器水位 を制御する手段（手順、装備等）を整備すること。
（事故進展抑制）
(d) 事故進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）、制御棒駆動機構（CRD）か ら注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）
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（５）原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策
【基本的要求事項】
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で減圧機能が喪失した場合に、炉心の著し い損傷及び格納容器の破損を防止するため、当該機能を復旧、代替すること等により原 子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又 はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
（ロジック追加）
(a) 原子炉水位低且つ低圧注水系が利用可能な状態で、逃がし安全弁を作動させる減圧 自動化ロジックを追加すること（BWR の場合）。
（可搬式重大事故防止設備）
(b) 恒設直流電源喪失時においても、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）、主 蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力 バウンダリの減圧操作が行えるよう、手動設備又は可搬式代替直流電源設備を配備 すること。
(c) 減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウ ンダリの減圧操作が行えるよう、可搬式コンプレッサー又は窒素ボンベを配備する こと。
(d) 減圧用の弁は、想定する B-DBA 時の環境条件において確実に作動すること。また、 作動可能な環境条件を明確にすること。
（復旧）
(e) 恒設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダ リの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順が整備されていること。
（ＳＧＴＲ）
(f) 蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）発生時において、当該蒸気発生器を隔離すること。 隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させることなどにより原子炉冷却材圧力 バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順が整備されていること。（PWR の場合）
（ＩＳＬＯＣＡ）
(g) インターフェイスシステム LOCA 発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリ の損傷箇所を隔離すること。隔離できない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の 漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（BWR の場合）、主蒸気逃がし弁及び加
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圧器逃がし弁（PWR の場合）を作動させることなどにより原子炉冷却材圧力バウ ンダリの減圧操作が行えるよう、手順が整備されていること。
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（６）原子炉冷却材低圧時の冷却対策
【基本的要求事項】
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉冷却機能が喪失した場合に、炉心 の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため、当該機能を復旧、代替すること等に より原子炉を冷却する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「原子炉を冷却する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の効 果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
（重大事故防止設備）
(a) 重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、 位置的分散を図ること。
(b) 可搬式重大事故防止設備を配備すること。
(c) 炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため、恒設重大事 故防止設備を設置すること。
（復旧）
(d) 設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運 転継続ができること。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（７）事故時の重大事故防止対策における最終ヒートシンク(UHS)確保対策
【基本的要求事項】
最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統（UHSS）の機能が喪失した場合に、炉心の 著しい損傷を防止し、あるいは炉心損傷前の段階での格納容器の破損を防止するため、 当該機能を復旧、代替する等して最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する設備、手順等を 整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又は これと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 炉心損傷を防止するため、重大事故防止設備等を整備すること。
(b) 重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備に対して、多重性又は多様性及び独立 性を有し、位置的分散を図ること。
(c) 取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で、BWR に おいては、サプレッションプールへの熱の蓄積により、原子炉冷却機能が確保でき る一定の期間内に、十分な余裕を持って所内車載代替 UHSS の繋ぎ込み及び最終 的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。加えて、残留熱除去系(RHR)の使用 が不可能な場合について考慮すること。
また、PWR においては、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による ２次系からの除熱により、最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。 (d) フィルタ・ベントを整備する場合は、２．（９）A(a)を準用すること。また、そ
の使用に際しては、敷地境界での線量評価を行うこと。
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（８）格納容器内雰囲気の冷却・減圧・放射性物質低減対策
【基本的要求事項】
１ 格納容器雰囲気の冷却機能が喪失した場合に、炉心の著しい損傷を防止するため、格 納容器内雰囲気の圧力及び温度を低下させる設備、手順等を整備すること。
２ 炉心の著しい損傷が発生した場合に、格納容器の破損を防止するため、格納容器内雰 囲気の圧力及び温度、放射性物質濃度を低下させる設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 第 1 項及び第 2 項の「格納容器内雰囲気の圧力及び温度、放射性物質濃度を低下させ る設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を 行うための設備、手順等をいう。
（重大事故対処設備）
(a) 設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失 しているものとして、格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。代替注水設 備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図 ること。
（兼用）
(b) 第 1 項の炉心損傷防止目的の設備と第 2 項の格納容器破損防止目的の設備は、同 一設備であってもよい。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（９）格納容器の過圧破損防止対策
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷が発生した場合に、格納容器の破損を防止するため、格納容器内雰 囲気の圧力及び温度を低下させる設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「格納容器内雰囲気の圧力及び温度を低下させる設備、手順等」とは、以下に規定する 措置又はこれと同等以上の効果を有する措置とする。
(a) 格納容器フィルタ・ベント設備又は格納容器再循環ユニットを設置すること。 格納容器フィルタ・ベント設備を設置する場合には、以下に規定する措置又はこれと 同等以上の効果を有する措置とする。
（放射性物質低減対策）
i) 格納容器フィルタ・ベント設備は、排気中に含まれる放射性物質を低減するも のであること。
（可燃性ガス対策）
ii) 格納容器フィルタ・ベント設備は、可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられ ていること。
（悪影響防止）
iii) 格納容器フィルタ・ベント設備の配管等は、他の系統・機器（例えば SGTS） や他号機の格納容器ベント等と共用しないこと。ただし、他への悪影響がない 場合を除く。
iv) また、フィルタ・ベント設備の使用に際しては、必要に応じて、格納容器の負 圧破損を防止する設備、手順等を整備すること。
（現場操作等）
v) 格納容器フィルタ・ベント設備の隔離弁は、人力により容易かつ確実に開閉操 作ができること。
vi) 炉心の著しい損傷時においても、現場において、人力で格納容器フィルタ・ベ ント設備の隔離弁の操作ができるよう、遮へいや離隔等の放射線防護対策がな されていること。
vii) 隔離弁の駆動源が喪失した場合においても、格納容器フィルタ・ベント設備の 隔離弁を操作できるよう、必要な資機材を近傍に配備する等の措置を講じるこ と。
（ラプチャーディスク）
viii) ラプチャーディスクを使用する場合は、バイパス弁を併置すること。ただし、
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定されたラプチャーディスク（格納容器の隔離機能を目的としたものではなく、 例えば、配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合やラプチャーディ スクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
（格納容器の接続位置）
ix) 格納容器フィルタ・ベント設備は、長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受 けない場所に接続されていること。
（放射線防護）
x) 使用後に高線量となるフィルタ等からの被ばくを低減するための遮へい等の 放射線防護対策がなされていること。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（10）格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却対策
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷が発生した場合に、格納容器の破損を防止するため、格納容器下部 に落下した溶融炉心を冷却する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する設備、手順等」とは、以下に規定する措 置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。なお、格 納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を 抑制すること及び溶融炉心が拡がり格納容器バウンダリに接触することを防止するた めに行われるものである。
(a) 格納容器下部注水設備を設置すること。格納容器下部注水設備を設置する場合には、 以下に規定する措置又はこれと同等以上の効果を有する措置とする。
i) 格納容器下部注水設備（例、ポンプ車、耐圧ホース等）を整備すること。（可 搬式の格納容器下部注水設備の場合は、接続する建屋内の流路を予め敷設する こと。）
ii) 格納容器下部注水設備は、多重性又は多様性及び独立性を有し、位置的分散を 図ること。（ただし、建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
(b) これらの設備は、代替交流電源からの給電を可能とすること。
（溶融炉心の格納容器下部への落下遅延・防止）
B 溶融炉心の格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する 手順等を整備すること。
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（11）格納容器内の水素爆発防止対策
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷が発生した場合に、格納容器の破損を防止するため、格納容器内の 水素爆発を防止する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「水素爆発を防止する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の 効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
＜BWR＞
(a) 雰囲気を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な炉型＞
(b) 水素濃度制御設備を設置すること。
＜PWR 及び BWR 共通＞
(c) 水素ガスを格納容器外に排出する場合には、排出経路での水素爆発を防止すること、 放射性物質の低減設備、水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
(d) 炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設 備を設置すること。
(e) これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源からの給電を可能とす ること。
(f) 炉心の著しい損傷後、水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発を防止する手 順等を整備すること。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（12）原子炉建屋等の水素爆発防止対策
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷が発生した場合に、原子炉建屋、格納容器アニュラス等で水素が滞 留し、水素爆発により損傷することを防止する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「水素爆発により損傷することを防止する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又 はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示す こと）、又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。 放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
(b) 想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備 を設置すること。
(c) これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源からの給電を可能とす ること。
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（13）使用済燃料貯蔵プールの冷却、遮へい、未臨界確保対策
【基本的要求事項】
１ 使用済燃料貯蔵プールの冷却又は注水機能の喪失、小規模なプール水の漏えいを伴う事 故が発生した場合に、使用済燃料貯蔵プール内の燃料の冷却、遮へい及び臨界防止する設 備、手順等を整備すること。
２ 大規模なプール水の漏えい等により使用済燃料貯蔵プールの水位維持ができない場合 に、燃料損傷を緩和し、臨界を防止する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 第 1 項の「小規模なプール水の漏えい」とは、「４．（２）使用済燃料貯蔵プールにお ける燃料損傷防止対策の有効性評価」で定義する想定事故２において想定するプール水 の漏えいのことである。第 2 項の「大規模なプール水の漏えい」とは、想定事故２に おいて想定するプール水の漏えいを超える漏えいである。
B 第 1 項の設備、手順等とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の効果を有する 措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 代替注水設備として、可搬式代替注水設備（例、注水ライン、ポンプ車）を配備す ること。
代替注水設備は、設計基準対応の冷却、注水設備が機能喪失し及び小規模な漏えい があった場合でも、プール水位を維持できるものであること。
C 第 2 項の設備、手順等とは、以下に規定する措置又はこれと同等以上の効果を有する 措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) スプレイ設備として、可搬式スプレイ設備（例、スプレイヘッダ、スプレイライン、 ポンプ車）を配備すること。
(b) スプレイ設備は、代替注水設備によって使用済燃料貯蔵プールの水位維持できない 場合でも、燃料損傷を緩和できるものであること。
(c) 燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備、手順 等を整備すること。
D 第 1 項及び第 2 項の設備、手順等として、使用済燃料貯蔵プールの監視は、以下によ ること。
(a) 使用済燃料貯蔵プールの水位、プール水温度、プール上部の空間線量率について、
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設計基準を超える事故により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能である こと。
(b) これらの計測設備は、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源からの給電を 可能とすること。
(c) プールの状態をカメラにより監視できること。
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（14）補給水・水源の確保対策
【基本的要求事項】
設計基準事故対処設備の水源に加えて、炉心の著しい損傷等の対処に必要となる十分 な量の水源を確保するとともに、これらの水源から設計基準事故対処設備及び重大事故 対処設備に必要な量の水を供給できる設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「水源を確保するとともに、これらの水源から設計基準事故対処設備及び重大事故対処 設備に必要な量の水を供給できる設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと 同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 想定する B-DBA の収束までの間、十分な量の水を供給できること。
(b) 複数の代替淡水源（例、貯水槽、ダム、貯水池など）が確保されていること。 (c) 海を水源として利用できること。
(d) 各水源からの移送ルートが確保されていること。
(e) 代替水源からの移送ホース、ポンプを準備しておくこと。
(f) 水の供給が中断することがないよう、水源の切り替え手順を定めること。
(g) 格納容器を水源とする再循環設備は、代替再循環設備等により、多重性又は多様性 を確保すること。（PWR）
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（15）電源確保対策
【基本的要求事項】
電源喪失を伴う事故が発生した場合、炉心の著しい損傷を防止し、格納容器の破損を 防止し、使用済燃料貯蔵プールの燃料の損傷を防止し、及び原子炉停止中に燃料の損傷 を防止するために必要となる電力を確保する設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「必要となる電力を確保する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同等 以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
（代替電源設備）
B 代替電源設備を設けること。
(a) 重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備に対して、独立性を有し、位置的分 散を図ること。
(b) 可搬式代替電源（例、電源車、バッテリ）を配備すること。 (c) 恒設代替電源として交流電源及び直流電源を設置すること。
（所内直流電源の容量）
(a) 所内恒設蓄電式直流電源設備は、負荷切り離しを行わずに 8 時間、電気の供給が 可能であること。ただし、「負荷切り離しを行わずに」には、中央制御室又は隣接 する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。加えて、 必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり、電気の供給を 行うことが可能であること。
(b) 24 時間にわたり、事故の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能である 可搬式直流電源設備を整備すること。
(c) 更なる信頼性を向上するため、負荷切り離し（中央制御室又は隣接する電気室等に おいて簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない）を行わずに 8 時間、 加えて、必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり、事故 の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう１系統の特に高い 信頼性を有する所内恒設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。
(d) 所内直流電源設備から給電できる２４時間内に十分な余裕を持って可搬式代替 電源を繋ぎ込み、給電開始できること。
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C 複数号機設置されている発電所では、号機間の電力融通を行えるようにしておくこと。 (a) 予め電気ケーブル等を敷設し、手動で接続できること。
(b) 敷設した電気ケーブル等が利用できない状況に備え、予備の電気ケーブル等を用意 すること。
（所内電気設備）
D 所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)、パワーセンター(P/C)、金属閉 鎖配電盤(メタクラ)(MC)等）は、共通要因で機能を失うことなく、少なくとも一系統は 機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（16）制御室
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷が発生した場合に、可能な限り、運転員が制御室にとどまり対策操 作ができる設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「可能な限り、運転員が制御室にとどまり対策操作ができる設備、手順等」とは、以下 に規定する措置（制御室の遮へい設計、換気設計に加えてマネジメント（マスク、ボン ベ等）により対応する場合）又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、 手順等をいう。
(a) 制御室用の電源（空調、照明他）は、代替交流電源からの給電を可能とすること。 (b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の制御室の居住性について、次のとおり、評価す
ること。
i) 有効性評価で想定する格納容器破損モードのうち、制御室の運転員の被ばくの 観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば、 炉心の著しい損傷の後、格納容器フィルタ・ベント等の格納容器破損防止対策 が有効に機能した場合）を想定
ii) 運転員はマスクの着用あり iii) 交代要員体制を考慮する
iv) 判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと
(c) 制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、制御室への汚染 の持ち込みを防止するため、モニタリング、作業服の着替え等を行うための区画を 設けること。
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（17）緊急時対策所
【基本的要求事項】
設計基準事故を超える事故が発生した場合に、可能な限り、対策要員が緊急時対策所 にとどまり、必要な対策指令を発するとともに、発電所内外の関係箇所と通信連絡し、 必要な要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持する設備、手順等を整備す ること。
【要求事項の詳細】
A 「現地対策本部としての機能を維持する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又は これと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 基準地震動に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないようにす るとともに、基準津波の影響を受けないこと。
(b) 緊急時対策所と制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。 (c) 緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。
(d) 対策指令に必要な原子炉施設の情報の把握ができる設備を備えること。
(e) 対策要員の装備（線量計、マスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。 (f) 資機材、対策の検討に必要な資料を整備すること。
(g) 少なくとも外部からの支援なしに 1 週間の間、活動するための飲料水、食料等を 備蓄すること。
(h) 居住性が確保されるように、適切な遮へい設計及び換気設計を行うこと。
(i) 設計基準事故を超える事故時の緊急時対策所の居住性については、次のとおり評価 すること。
i) 想定する放射性物質の放出量等は東京電力福島第一原子力発電所事故と同等 とすること
ii) プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対 策所内でのマスクの着用なしとして評価すること
iii) 例えば、交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を適切に考慮するこ と
iv) 判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと (j) 緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対
策所への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング、作業服の着替え等を行う ための区画を設けること。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（18）計装設備
【基本的要求事項】
設計基準事故を超える事故が発生し、一部の常用及び非常用の計測機器の故障により プラントの必須情報を計測することが困難となった場合に、プラントの必須情報を推定 できる設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「プラントの必須情報を推定できる設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれ と同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
B なお、「プラントの必須情報」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容 器破損防止対策を成功させるために把握することが必要なプラント状態を意味する。 (a) 設計基準を超える状態におけるプラント状態の把握能力を明確にすること。（最高
計測可能温度等）
(b) プラント状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合のプラント状態の推 定手段を整備すること。
i) 原子炉圧力容器内の温度、圧力、水位が推定できる手段を整備すること。 ii) 原子炉圧力容器及び格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。 iii) 推定するために必要なパラメータは、複数のパラメータの中から確からしさを
考慮し、優先順位を定めておくこと。
(c) 格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度、放射線量率など設計基準事故を超える 事故の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。 (d) 直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手段（例、テスタ
ー、換算表等）を整備すること。
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（19）モニタリング設備
【基本的要求事項】
１ 炉心の著しい損傷が発生した場合でも、陸上及び海洋において、原子炉施設から放出 される放射性物質及び放射線の状況を監視、測定、記録する設備、手順等を整備するこ と。
２ また、風向、風速等を測定、記録する設備、手順等も整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「放出される放射性物質及び放射線の状況を監視、測定、記録する設備、手順等」とは、 以下に規定する措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等 をいう。
(a) モニタリング設備は、炉心損傷及び格納容器破損した場合に放出されると想定され る放射性物質及び放射線を測定できるものであること。
(b) 恒設モニタリング設備（例：モニタリングポスト）が機能喪失しても代替し得る十 分な台数のモニタリングカー又は可搬式代替モニタリング設備を配備すること。 (c) 恒設モニタリング設備は、代替交流電源からの給電を可能とすること。
(d) 敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。
（復旧作業）
B 事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグランド低減対 策を検討しておくこと。
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２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）
（20）通信連絡設備
【基本的要求事項】
設計基準事故を超える事故が発生した場合に、原子力発電所内外の必要箇所と連絡を とるための設備、手順等を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 「必要箇所と連絡をとるための設備、手順等」とは、以下に規定する措置又はこれと同 等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 通信連絡設備は、代替電源（電池等の予備電源を含む）からの給電を可能とするこ と。
(b) 計測等された特に重要なパラメータは必要な箇所で共有する手段を整備すること。
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（21）敷地外への放射性物質の拡散抑制対策
【基本的要求事項】
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った場合又は使用済燃料貯蔵プールの燃料 損傷に至った場合に、敷地外への放射性物質の拡散を抑制する設備、手順等を整備する こと。
【要求事項の詳細】
A 「敷地外への放射性物質の拡散を抑制する設備、手順等」とは、以下に規定する措置又 はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備、手順等をいう。
(a) 原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。 (b) 放水設備は、航空機燃料火災に対応できること。
(c) 放水設備は、移動する等して、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが 可能なこと。
(d) 放水設備は、複数プラント同時使用を想定し、所内プラント基数の半数分（端数は 切り上げ）を配備すること。
(e) 海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備、手順等を整備すること。
36 ３．設計基準を超える外部事象への対応
（１）可搬設備等による対応
【基本的要求事項】
大規模な自然災害、又は意図的な航空機衝突等のテロリズムにより、プラントが大規 模に損傷した状況において、以下の項目についての手順書を作成すること。また、手順 書に従って活動を行うための体制及び資機材の整備を行うこと。
一 大規模な火災に対する消火活動 二 炉心損傷を緩和するための対策 三 格納容器破損を緩和するための対策 四 放射性物質の放出を最小化するための対策
五 使用済燃料貯蔵プールにおいて必要な水位を維持するための対策及び燃料損傷を緩 和するための対策
（注）「２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）」 に要求事項を規定している。
【要求事項の詳細】
A 「大規模な火災に対する消火活動」については、以下によること。
(a) 意図的な航空機衝突による外部火災を想定し、泡放水砲等を用いた消火活動につい ての手順等を整備すること。
B 「２．重大事故対策における要求事項（個別対策別の主な設備等について）」の以下の 項目について、大規模な自然災害を想定した手順等を整備すること。
（４）原子炉冷却材高圧時の冷却対策
（５）原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策
（６）原子炉冷却材低圧時の冷却対策
（７）事故時の重大事故防止対策における最終ヒートシンク確保対策
（８）格納容器内雰囲気の冷却・減圧・放射性物質低減対策
（９）格納容器の過圧破損防止対策
（10）格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却対策
（11）格納容器内の水素爆発防止対策
（12）原子炉建屋等の水素爆発防止対策
（13）使用済燃料貯蔵プールの冷却、遮へい、未臨界確保対策
（14）補給水・水源の確保対策
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（21）敷地外への放射性物質の拡散抑制対策
C 上記の項目について、意図的な航空機衝突等のテロリズムなども想定した手順等を整備 すること。
38 ３．設計基準を超える外部事象への対応
（２）特定安全施設
【基本的要求事項】
（特定安全施設の要件）
１ 特定安全施設は、次の各号により設置しなければならない。
一 特定安全施設は、原子炉建屋への意図的な大型航空機の衝突に対して必要な機能が 損なわれないよう適切な措置を講ずること。
二 特定安全施設は、基準地震動及び基準津波に対して必要な機能が損なわれないよう 適切な措置を講ずること。
三 格納容器の破損を防止するために必要な設備を整備すること。 四 一定期間にわたって使用できるよう設備の設計を行うこと。
（特定安全施設の機能を維持するための体制の整備）
２ 特定安全施設の機能を維持するための体制を整備すること。
【要求事項の詳細】
A 第一号における「原子炉建屋への意図的な大型航空機の衝突に対して必要な機能が損な われないよう適切な措置を講ずること」とは、例えば、原子炉建屋と特定安全施設が同 時に破損することを防ぐために必要な離隔距離（例えば 100m 以上）を確保すること、 又は意図的な航空機衝突に対して頑健な建屋に収納することをいう。
B 第二号における「基準地震動及び基準津波に対して必要な機能が損なわれないよう適切 な措置を講ずること」とは、基準地震動及び基準津波に対する設計基準上の許容限界は 設計基準と同じものを適用する（例えば、基準地震動に対して設計基準上の許容値を適 用する）が、可能な限り、設計基準における防護措置とは性質の異なる対策（多様性） を講じること等により、基準地震動を一定程度超える地震動及び基準津波を一定程度超 える津波に対して頑健性を高めること。
例えば、設計基準事故対処設備は剛構造であるのに対し、特定安全施設に属する設備 については、免震、制震構造を有し、水密性が保証された建屋又は高台に設置された建 屋等に収納することをいう。
C 第一号及び第二号を一の施設が同時に満たす必要はなく、複数の施設で要求を満たして もよい。
D 第三号における「格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは、以下に規定する 措置又はこれと同等以上の効果を有する設備をいう。
39 (a) 以下の機能を有すること。
i. 原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作機能（例えば、緊急時制御室からの原 子炉減圧操作設備）
ii. 炉内の溶融炉心の冷却機能（例えば、原子炉内への低圧注水設備）
iii. 格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却機能（例えば、格納容器下部への注水 設備）
iv. 格納容器内雰囲気の冷却・減圧・放射性物質低減機能（例えば、格納容器スプ レイへの注水設備）
v. 格納容器の過圧破損防止機能（例えば、フィルタ・ベント（排気筒を除く）） vi. 格納容器内の水素爆轟防止機能（必要な炉型）（例えば、水素濃度制御設備） vii. サポート機能（例えば、電源設備、計装設備、通信連絡設備）
viii. 上記設備の関連機能（例えば、減圧弁、配管等） (b) 上記の機能を制御する緊急時制御室を設けること。
(c) 上記の機能を有する設備は、設計基準事故対処設備及び２．重大事故対策における 要求事項によって整備された設備に対して、可能な限り、多重性又は多様性及び独 立性を有し、位置的分散を図ること。
(d) 格納容器破損防止対策が有効に機能しなかった場合は、制御室から移動し緊急時制 御室で対処することを想定し、緊急時制御室の居住性について、同様の評価を行う こと。この場合に想定する放射性物質の放出量等は東京電力福島第一原子力発電所 事故と同等とすること。
(e) 通信連絡設備は緊急時制御室に整備され、中央制御室、発電所内緊急時対策所その 他の必要箇所との通信連絡を行えるものであること。
(f) 電源設備は、「格納容器の破損を防止するために必要な設備」に電力を供給するも のであり、特定安全施設の第一号及び第二号の要件を満たすこと。同電源設備には、 可搬式代替電源及び恒設代替電源のいずれからも接続できること。なお、電源設備 は、特定安全施設であるが、著しい炉心損傷のおそれが生じた場合にも活用可能で ある。
E 第四号における「一定期間」とは、外部からの支援が受けられるまでの期間（例えば、 少なくとも 7 日間）必要な設備が機能するに十分な容量を有するよう設計を行うこと をいう。
40 ４．重大事故対策の有効性評価
（１）炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価
【基本的要求事項】
（炉心損傷防止対策に係る有効性評価）
１ 原子炉設置者は、炉心の著しい損傷のおそれがある設計基準事故を超える事故の発生 を想定し、炉心の著しい損傷に至るのを防止するための適切な措置を講じなければならな い。
（格納容器破損防止対策に係る有効性評価）
２ 原子炉設置者は、炉心の著しい損傷に伴って発生するおそれのある格納容器破損モー ドを想定し、格納容器が破損に至るのを防止するための適切な措置を講じなければならな い。
【要求事項の詳細】
（炉心損傷防止対策に係る有効性評価）
A 「炉心の著しい損傷のおそれがある設計基準事故を超える事故」とは、運転時の異常な 過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計する ことを求められる構築物、系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって、著し い炉心損傷に至る可能性のある以下の事故シーケンスグループとする。なお、(a)の事 故シーケンスグループについては、(b)における事故シーケンスグループの検討結果如 何に関わらず、必ず対象に含めなければならない。
(a) 原子力規制委員会が指定する事故シーケンスグループ i) BWR
・ 高圧・低圧注水機能喪失 ・ 高圧注水・減圧機能喪失 ・ 全交流電源喪失
・ 崩壊熱除去機能喪失 ・ 原子炉停止機能喪失 ・ LOCA 時注水機能喪失
・ 格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）
ii) PWR
41 ・ 全交流電源喪失
・ 原子炉補機冷却水系機能喪失 ・ 格納容器の除熱機能喪失 ・ 原子炉停止機能喪失
・ ECCS 注水機能喪失 ・ ECCS 再循環機能喪失
・ 格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA、蒸気発生器伝熱管 破損）
(b) 個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ
i) 個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事 象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施す ること。
ii) その結果、原子力規制委員会が指定する事故シーケンスグループに含まれな い有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループが抽出された場合 には、対策を要する事故シーケンスグループとして追加すること。なお、「有 意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループ」とは、原子力規制委 員会が指定する事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点か ら同程度のものとする。
B 「炉心の著しい損傷を防止するための適切な措置を講じなければならない」とは、以下 に掲げる要件を満たすものであること。
(a) 想定される事故シーケンスグループのうち炉心損傷後の格納容器の機能に期待で きるものにあっては、炉心損傷を防止するための十分な対策が計画されており、 かつ、その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。
(b) 想定される事故シーケンスグループのうち炉心損傷後の格納容器の機能に期待す ることが困難なもの（格納容器先行破損シーケンス、格納容器バイパス）にあっ ては、炉心損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。
C 「有効性があることを確認する」とは、以下の評価項目を概ね満足することを確認する ことをいう。
(a) 炉心は著しい損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること。
(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力の 1.2 倍又は限界圧力 を下回ること。
(c) 格納容器バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
42
(d) 格納容器バウンダリにかかる温度は、最高使用温度は又は限界温度を下回ること。
D 「十分な対策が計画されており」とは、国内外の先進的な対策と同等のものが講じられ ていることをいう。
E 「炉心は著しい損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること」とは、以下 に掲げる要件を満たすものであること。ただし、燃料被覆管の最高温度及び酸化量につ いては、十分な科学的根拠が示される場合には、この限りでない。
(a) 燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
(b) 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15%以下である こと。
F LOCA のように原子炉冷却材圧力バウンダリの喪失を起因事象とする場合には、C(b) の評価項目を適用する必要はない。
G 限界圧力又は限界温度を判断基準として用いる場合には、その根拠と妥当性を示すこと。
（格納容器破損防止対策に係る有効性評価）
H 第 2 項の「格納容器破損モード」とは、以下のものとする。なお、(a)の格納容器破損 モードについては、(b)における格納容器破損モードの検討結果如何に関わらず、必ず 対象に含めなければならない。
(a) 原子力規制委員会が指定する格納容器破損モード
i) 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損） ii) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
iii) 炉外の溶融燃料－冷却材相互作用 iv) 水素燃焼
v) 格納容器直接接触（シェルアタック） vi) 溶融炉心・コンクリート相互作用
(b) 個別プラント評価で抽出した格納容器破損モード
i) 原子炉設置者は、個別プラントの内部事象に関するＰＲＡ及び外部事象に関 するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。 ii) その結果、原子力規制委員会が指定する格納容器破損モードに含まれない有
意な頻度又は影響をもたらすモードが抽出された場合には、対策を要する格
