〆

原子力の安全に関する条約
曰

本

国

国

別

日本国政府
平成１０年９月

報

告

目

次

緒言

１

Ａ・一般規定３＝ヨ

既存の原子力施設

６．１

既存の原子力施設

６．２

重要な改善活動４

６．３

主要な安全評価及び結果｡

６．４

運転継続の見解

７第７条

法令上の枠組み1０

７．１

原子力利用に係る基本的法令

1０

７．２

原子力施設の安全規制に係る法令及び関連する法令

１０

７．３

法令等に基づく段階ごとの規制の枠組み

１７

７．４

適用される規制及び許可の条件の実施方法

２６

第８条

規制機関

８．１

規制機関の使命と義務

８．２

原子力施設に関する安全規制体制

８．３

規制機関及びその技術的支援専門家又は組織

８．４

原子力委員会及び原子力安全委員会

２２２３３

８．５

その他の機関4０第９条

許可を受けた者の責任

９．１

許可を受けた者の責任

４４

４４

第６条

９．２

許可を受けた者が安全の主要な責任を果たすことを規制機関が確保するメカニズ

Ｐ

Ｂ・法令

７７７０７
１１

ムの説明４５

Ｃ・安全に関する一般的な考慮

4９

第１０条

安全の優先

5０

１０．１

安全政策

５０

１０．２

安全文化の土壌と育成

５１

１０．３

安全への約束5４

１０．４

自主活動と安全関連の良好事例

０，

第１１条

財源及び人的資源５８

１１．１

許可を受けた者の原子力施設の維持（原子力施設の改良及び敷地内の放射性廃￣￣

棄物管理を含む。）のための財源及び人的資源５８
１１．２

廃止措置のための財政的及び人的な準備５９

１１．３

安全活動に関連した要員の資格認定、訓練及び再訓練に関する規則、規制及び資源の配分６０
人的な要因６６

１２．１

ヒューマンパフォーマンス問題に対する規制機関及び原子炉設置者の役割・6６

１２．２

人的過誤の防止、検出、是正のための要請

6９

１２．３

管理及び組織上の要請及び取組

７３

第１３条

品質保証

１３．１

品質保証政策１３．２

原子力施設の品質保証プログラムの内容

１３．３

品質保証プログラムの実施及び評価に使用する方法

１３．４

規制活動

７７７７７

第１４条

安全に関する評価及び確認

１４．１

計画段階における評価及び確認

１４．２

設置段階における安全に関する評価及び確認

１４．３

建設段階における安全に関する評価及び確認

１４．４

運転段階における安全の確認

１４．５

その他の安全に関する評価と確認

４４４６９

第１２条

２２３０２３８８８９９９

第１５条

放射線防護

９６

１５．１

原子力施設に適用される放射線防護に係る法律、規制及び要求事項の概要

９６

１５．２

放射線防護に関する国の法律、規制及び要求事項の履行

９９

１５．３

規制による管理活動

１１０

第１６条

緊急事態のための準備１１２

１６．１

敷地内外の緊急事態のための準備に係る法律、規則及び要求事項１１２

１６．２

規制機関及び他の機関の役割を含む緊急事態のための準備に係る措置の履行
1１４

１１６

１６．５原子力損害の賠償

１１７

参考１６－１防災基本計画の概要

１２１

参考１６－２防災指針の概要

１２３

Ｄ、施設の安全1２５

第１１１１１１１

立地

126

原子力施設の立地の基本的考え方

126

原子力施設の立地に関わる主要な評価体系

126

外部起因事象に対する評価

127

内部起因事象に対する評価

130

環境影響評価132

立地関連要因の再評価

132

安全上の影響に関する近隣諸国との協議

1３３

設計及び建設134

原子力施設の設計及び建設に関連した許認可プロセス

1３４

設計及び建設における深層防護及び放射性物質の閉込めの具体化

１３４

異常発生防止系及び異常影響緩和系（重要度分類指針）

１３６

アクシデントマネジメントの整備

１４６

経験・試験・解析により技術の信頼性を確保するための措置

１５０

軽水炉の改良標準化活動

１５１

人的要因及びﾏﾝﾏｼﾝｲﾝﾀｰﾌｪｰｽの考慮:に係る安全設計上の要求事項

１５４７．。。。。。。

条１２３４５６７

１６．４国際的な枠組み及び近隣諸国との関係

１７７７７７７７１１６条１２３４５６７

１８８８８８８８８．。。。。．．

第１１１１１１１

１６．３訓練及び演習

第１９条

運転

1５６

１９．１

原子力施設の運転までに必要とされる国の許認可プロセス

１５６

１９．２

運転段階に関する規制

１５７

事故及び運転上予想される安全上の事象に対応するための手続き

１６２

１９．４

安全上重大な事象の報告

１６２

１９．５

使用済燃料及び廃棄物の適切な管理

１６３

１９．６

運転経験の情報蓄積と反映及び共有

１６４

１９．７

研究開発成果の反映

１６６

．１９．３

安全性の向上のための計画的活動

174

附属書

1７６

緒言

我が国では、１９６３年に、我が国初の原子力施設となる日本原子力研究所のＪＰＤＲが発電に成功している。昨年、柏崎刈羽７号機と玄海４号機が新しく運転を開始し、本年３月に東海発電所が運転を停止したことにより、既存の原子力施設として、合計で５４基、合計出力４５．５ＧＷの原子力施設が存在し、このほかに建設中のものが１基、計画中のものが４基存在する。我が国における、原子力発電の発電出力は、１９９７年度には、総発電出力の約２１％に当たり、その発電電力量は我が国合計の約３５％に到達している。
今後の見通しについては昨年１２月に我が国の京都においてＣＯＰ３（気候変動枠組み
条約第３回締約国会議）が開催され、地球温暖化防止について熱心な議論が交わされたが、我が国においては、原子力発電は、ＣＯ２問題等の地球環境問題やエネルギーセキュリテ

ィ問題を背景として、供給安定性、経済性、環境負荷の観点から優れた特性を持つエネル
ギー源として重要な役割を果たしていくと考えられている。１９９８年に定められた我が
国の長期電力需給見通しにおいては、２０１０年度には、その合計出力を６６～７０ＧＷに拡大し、総発電電力量の４５％を原子力発電によって賄うことが計画されている。
原子力の利用が安全であり、十分に規制されており及び環境上適正であることを確保す
ることは、国際社会にとって非常に重要であり、このことは原子力の安全に関する条約（以下「原子力安全条約」という。）の前文においても規定されている。
原子力施設は、放射性物質を内蔵していることから、放射性物質の周辺環境への異常な放出を防ぐことが安全確保の基本となる。このため、我が国では、原子力施設の安全確保のため法令上及び行政上の枠組みを定め、政府では規制機関である行政庁の安全審査のみ

ならず、原子力安全委員会による独自の審査が行われる等、厳格な安全規制が行われている。一方、原子力施設の設置の許可を受けた者（以下「原子炉設置者」という。）は原子
力施設の設計、建設及び運転等の各段階において安全対策を講じている。また、原子力施設で、故障・トラブル等が発生した場合には、徹底した原因究明を行い再発防止対策を講じるとともに、そこから得られた教訓についても十分に反映することとしている。
ついても十分に反映することとしている。

設備利用率だけが安全性と信頼性の指標になるものではないが、我が国では、原子力発電の導入初期の段階には、初期トラブルへの対策を中心に予防保全を徹底するための改修の影響により設備利用率が４０～５０％前後となった時期もあるが、１９８３年に７０％に到達し、１９９５年には８０％を超えている。これは、我が国における１３カ月を超えない範囲で定期検査を行うという安全規制を前提とすれば、極めて高いレベルの設備利用

１

率であるといえる。また、計画外停止頻度も０．３（回／炉・年）前後という他の原子力先進国と比較しても非常に小さな値で推移するとともに、放射性廃棄物の量も年々減少しており、総じて我が国の原子力発電所は現在高い安全性と信頼性を確保して運転がなされていると考えられる。これは、我が国の原子炉設置者と原子炉メーカーが、原子力発電導入の初期の段階に、原子力発電プラントの国産化比率を高め、改良標準化を行うことによって、得られたものである。
以上のような高い安全性と信頼性の実績は我が国の軽水炉についての豊富な運転経験に支えられて達成されたものである。なお新しく開発中の動力炉・核燃料開発事業団の高速増殖炉「もんじゆ」における１９９５年１２月２次系ナトリウム漏えい事故とその後の不適切な対応、また、原子力安全条約に規定される原子力施設でないものの、動力炉・核燃料開発事業団の東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故といった問題が発生し、我が国においても、原子力安全性の一層の向上が期待されているところである。

このような背景の下に我が国としては、原子力安全条約とそのレビュープロセスを活用して、我が国の原子力安全の状況について評価するとともに、各国の原子力安全規制アプ

ローチが原子力安全に与える影響を考察し、相互に学びあうことによって高いレベルの原子力安全が確保されることを期待している。この挑戦は、世界中の原子力安全に携わる者
にとっての初めての試みであり、我が国としては、その成果が世界の原子力安全の向上という共通の利益となるものと期待している。

２

Ａ，

股規定

：

第６条既存の原子力施設

６．１既存の原子力施設
我が国における既存の原子力施設（原子力安全条約第２条（ｉ）に規定する原子力施設をいう。以下同じ。）は、運転中の実用発電用原子炉５１基（ＢＷＲ：２８基、ＰＷＲ：２３基）と１９９８年３月３１日をもって廃止措置のため営業運転を停止した日本原子力
発電の東海発電所の１基、研究開発段階にある原子炉（高速増殖炉「もんじゆ」及び重水
減速沸騰軽水冷却型原子炉「ふげん」をいう。以下同じ。）２基の合計５４基であり、このほかに建設中のものが１基、計画中のものが４基存在する（いずれも軽水炉。）。その原子力施設、位置を、図６－１及び附属書１に示す。
なお、ＪＰＤＲについては、その解体を終了していることから、本条約に基づく原子力施設としては取り扱っていない。

以上、本条に関する報告では、上記の原子力施設５４基を評価対象とする.

６．２重要な改善活動

評価対象となった原子力施設５４基のうち、「もんじゆ」を除く５３基については、条
約第１０条から第１９条に基づく評価において、運転を継続するに当たり重要な改善活動を必要とするものはない。

「もんじゆ」は使用前検査の段階であり、使用前検査に合格した後でなければ運転することはできない（ただし、使用前検査のために規制当局が必要と認めた場合は運転することができる。）。

また、「もんじゆ」は、１９９５年１２月に２次系ナトリウムの漏えい事故が発生して以来、現在に至るまで原子炉を停止した状態になっている。規制当局は、「もんじゆ」の事故原因調査において、ナトリウムの漏えいの原因となった温度計の設計、ナトリウム漏
えいの監視システムなどの改善の必要性について指摘した。原子炉設置者は、その指摘及び事故後実施したナトリウム燃焼実験で生じたナトリウムによる鋼板の腐食を踏まえ、所要の改善を図ることを計画している。

なお、過去における我が国での安全規制の観点からの重要な改善活動について述べる。

（１）米国スリーマイルアイランド原子力発電所の放射性物質の環境への放出
１９７９年３月に発生した米国スリーマイル島原子力発電所（以下「ＴＭＩ」とい４う。）の事故は、２次給水系の故障に端を発し、種々の故障、誤操作が重なって、放射性物質が外部環境に異常に放出されたものである。この事故に対し、我が国の安全確保対策に反映させるべき５２項目を選び出し反映した。特に原因が運転員の誤操作及び安全規則違反にあったことに鑑み、運転管理面におけるヒューマンパフォーマンス向上を図るため、実用発電用原子炉における運転責任者制度の確立と実用発電用原子炉への運転管理専門官の常駐を実施した｡
なお、本件については、第１２条に関する報告で詳細を記述する。

（２）敦賀発電所１号炉の放射性物質の環境への放出
１９８１年４月、日本原子力発電株式会社敦賀発電所１号炉において、廃棄物処理建
屋内の貯蔵タンクの廃液がオーバーフローして一般排水路から放射性物質が環境中へ放出された。これは設備の設計施工管理上の問題に運転管理面における人為的なミスが加わって発生したものであったことから、原子炉設置者の改善活動として、保安管理体制の総点検とそれを受けた漏えい防止等の改善を行うとともに、安全規制行政の改善として、液体状放射性廃棄物処理設備等の技術基準の整備充実を図った゜（３）美浜発電所２号炉の蒸気発生器伝熱管破損

１９９１年２月、関西電力株式会社美浜発電所２号炉において、蒸気発生器伝熱管破損により、原子炉が自動停止、非常用炉心冷却装置が動作した。伝熱管の振れ止め金具が所定の位置まで挿入されていなかったことが破損の原因であり、これが、長期に渡り認知されなかったことから、原子炉設置者における改善活動として、自主的な品質保証

基準の充実、製作者の品質保証活動への監査の充実強化等品質保証活動の強化を図った゜
また、安全規制行政の改善として、蒸気発生器伝熱管振れ止め金具について、工事計画の審査への追加等を図った゜

６．３主要な安全評価及び結果

既存の原子力施設について実施した安全評価の結果を、以下に示す。
（１）計画、設置及び建設の各段階の安全評価

第７条、第１４条、第１７条及び第１８条に関する報告に記述するように、既存の原子力施設については、計画、設置及び建設の各段階で、法令に従い設置許可の審査、工事計画認可の審査及び使用前検査、燃料体検査、溶接検査等を実施している。その結果、運転を継続するに当たり重要な改善を必要とする施設は無い。
（２）定期検査５第７条、第１４条及・ぴ第１９条に関する報告に記述するように、既存の実用発電用原子炉については１３ケ月を超えない範囲で､．また、研究開発段階にある原子炉について

は年１回、定期検査を実施している。各施設について最近実施した定期検査の結果、運転を継続するに当たり重要な改善を必要とする施設は無い。
（３）定期安全レビュー
第７条及び第１４条に関する報告に記述するように寸既存の原子力施設は、￣定期間（約１０年）ごとに個別の原子力施設ごとの定期安全レビューを実施している。定期安
全レビューを既に実施した原子力施設（１５施設）については、運転を継続するに当たり重要な改善を必要とするものは無い。

（４）アクシデントマネジメントの整備
第７条及び第１８条に関する報告に記述するように、原子力施設ごとについて原子炉設置者が行った確率論的安全評価結果及びそれを踏まえて提案されたアクシデントマネ
ジメントの内容について技術的妥当性の評価を実施した。摘出されたアクシデントマネ
ジメントは安全性をさらに向上させる上で妥当なものである。また、確率論的安全評価

上、運転を継続するに当たり重要な改善を必要とするものは無い。
（５）安全上重大な事象の評価

第１９条に関する報告に記述するように、国内外の原子力施設で発生したトラブルについては、原子力安全委員会及び規制機関が評価を行い、得られた知見及び改善点は国
内の原子力施設にも反映している。また、原子炉設置者においても、自主的に検討を行い、水平展開を行っている。主要なトラブルと対策リストは、第１９条に関する報告に記述する。これらの評価の結果、既存の原子力施設のうち、高速増殖炉「もんじゅ」以外には、運転を継続するに当たり重要な改善を必要とするものは無い。
「もんじゆ」は、１９９５年１２月、使用前検査を行うために出力上昇操作を行っていたところ、２次主冷却系に設置されている温度計さやが破損し、ナトリウムが漏えいした。本事故の原因は温度計さやの設計に問題があったことであるが、運転手順書に運転員に誤解を与えるような記載があったこと等の問題によりナトリウム漏えいの拡大防止が適切に行われなかった。これらの点について、改善を図る必要がある。
（６）その他①兵庫県南部地震の評価について

１９９５年１月に発生した兵庫県南部地震を受けて、地震発生後直ちに原子力安全委員会に検討会を設置し、原子力施設の耐震設計に関する関連指針類の妥当性について検討を行い、その妥当性が損なわれるもので無いとの結論を得た。

②実用発電用原子炉の配管溶接部の焼鈍における温度記録に係る疑義について
１９９７年９月に判明したＢＷＲに関する配管溶接部の焼鈍における温度記録に係る疑義については、電気事業法第１０７条に基づく立入検査を実施し、真正でない温６

度記録の作成・使用の事実が確認された部位については各種の追加調査を実施し、当該部の焼鈍自体は適切に行われたことを確認した。

なお、この問題に関連して、通商産業省では、実用発電用原子炉の溶接工事に関わる関係企業４３０社に対して品質管理体制の緊急点検を指示するとともに、当該溶接についての監督責任のある株式会社日立製作所及び株式会社日立エンジニアリングサ
ービスに対して厳重注意処分を実施した。

6．４運転継続の見解

以上の評価結果から、「もんじゆ」以外の我が国の既存の原子力施設については、その運転を継続することは適当であると考える。「もんじゆ」については、原子炉等規制法に基づく使用前検査に合格しなければ運転できない。

７

原 子力発電所立地図

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断刺、！、

図６－ １

北海道蹴力㈱泊発fMLii
1.2号＜PWR>(運転中(１ 998.7.1現在）

起し電力㈱巻原子力発電所１号＜BWR>(計画唖
東京電力㈱柏崎刈羽原子力発電所
1.2.3.4.5号＜BWR>･6号･7号＜ABWR>(運転中）

Ｏ札幌１Ｗ

北陸甑力㈱志賀原子力発蹴所
１号くBWR>(運転中）２号くABWR>(計画中）CＤ'鑑M鍵lLi: i li蕊ili i i
九州翫力㈱玄海原子力発電所

砦三ｔ＝iFm1ili禦一
０

銭

鹿Ⅲ

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Cｌ

東北電力㈱女川原子力発電所
1.2号⑬、>(運転中）［蝉:宣呼東京電力㈱福島第一原子力発電所

銭１，ｌｉｌｊＭ

○
－０

１M脚0Ｗ

郡

０

1.2.3.4.5.6号＜BWR>(運転中）＿

東京髄力㈱福島第二原子力発電所
Ｌ2.3.4号⑱WR>(運転中）＿

日本原子力発電㈱

■

僻

０
０
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OJEfWIi

ii職概身

１号くBWR>(計画牛

松ｉ

０

凸

東北電力㈱東通原二 力発電所

耐

中部電力㈱浜岡原子力発篭所
1.2.3.4号＜BWR>(運転中）５号＜ABWR>(計画中）

東海発電所くCCR>(営業運転停」 中）
東海第二発電所＜BWR>(運転中）

Ｂ，法令

Ｕ男

第７条法令上の枠組み

7．１原子力利用に係る基本的法令

我が国は、原子力利用の基本法として原子力基本法を制定している。
原子力基本法の目的は、「原子力の研究、開発及び利用を推進することによって、将来におけるエネルギー資源を確保し、学術の進歩と産業の振興とを図り、もって人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与すること」である。その基本方針は、「原子力の研究、開発及び利用は、平和の目的に限り、安全の確保を旨として、民主的な運営の下に、自主的にこれを行うものとし、その成果を公開し、進んで国際協力に資するものとする」と規定されている。
これらの目的及び基本方針を達成するため、・原子力委員会及び原子力安全委員会の設置及び任務、組織・運営・権限
・日本原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団の設置

・核原料物質に関する鉱業権、粗鉱権の特例
・核燃料物質の所有等に関する規制・原子力施設の建設等の規制

・放射線による障害の防止を規定するとともに、これらの事項に係る個別の法令への委任について規定している。

７．２原子力施設の安全規制に係る法令及び関連する法令

原子力基本法の規定に基づき、原子力施設の安全規制のための主要な法令として、原子炉等規制法を制定している。この法律においては、原子力施設及び核燃料サイクル施設、
核原料物質、核燃料物質及び国際規制物質の使用等に関し、施設の設計、運転等に係る規制が定められている。

なお、放射性同位元素等の利用に関しては、原子炉等規制法とは別に放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律が定められている。
原子力基本法に基づく法令以外に、放射性物質の大量放出等の原子力発電所の設計基準
事象を超える緊急事態への対応に関しては、大規模な洪水、地震等の自然災害及び事故災

害をも対象とし、防災に係る国、都道府県、市町村等の責務、組織等を定めた災害対策の一般法である災害対策基本法が制定されており、このような原子力災害による損害の賠償に関しては、原子力損害の賠償に関する法律が用意されている。

1０－

また、放射線業務従事者の放射線防護については、労働者の労働環境の確保や労働時間の規制等、労働者の健康と作業環境の確保等の一環として、労働安全衛生法において定められている。

なお、原子力施設の安全規制に係る組織に関する事項については、原子力委員会及び原子力安全委員会設置法、通商産業省設置法、科学技術庁設置法等の我が国政府の組織に関する法律において規定されている。
原子力施設の安全規制における主要な法令を図７－１に、法令に基づく主たる規制組織を図７－２に示す。また、規制組織については、第８条に関する報告において詳細を記述する。

（１）原子炉等規制法
原子炉等規制法の目的は、「原子力基本法の精神にのっとり、核原料物質、核燃料物

質及び原子炉の利用が平和の目的に限られ、かつ、これらの利用が計画的に行われることを確保するとともに、これらによる災害を防止し、及び核燃料物質を防護して、公共の安全を図る」こととされ、これを達成するため・核原料物質、核燃料物質の製錬
一ｂ・核燃料の加工(濃縮を含む）
・原子力施設の設置及び運転・使用済核燃料の再処理

・放射性廃棄物の管理・埋設・核原料物質、核燃料物質の使用・国際規制物資の使用等に関し、・施設設置に際しての基本設計の規制(設置許可）

・施設建設に際しての詳細設計の規制(設計及び工事の方法の認可）

・施設建設に際しての検査(溶接検査、使用前検査）
・施設運転に際しての規制(保安規定認可）
・施設運転に係る検査(定期検査）
・施設の保安及び特定核燃料物質の防護のために識ずべき措置
・施設の譲渡、相続、合併等の規制等を定めている。
主な規制の内容は以下のとおりとされている。

一

一勺■■△

一■■■（

原子力施設の設置許可においては、炉心の核的安全性、施設設置に伴う放射線被ばくに係る安全性の評価を中心として、立地地点の妥当性及び施設・設備・機器の基本設計の妥当性が災害の防止上支障がないかとの観点から評価される。また、この際には、設置計画が平和目的であること及び我が国の原子力の開発及び利用の計画に合致したものであること、並びに原子力施設の設置を計画する原子炉設置者が安全確保上十分な技術的能力を保有すること及び計画を遂行するに足る十分な経理的基礎を有することも併せて評価される。

原子力施設の設計及び工事の方法に係る認可においては、建設する施設・設備・機器が上記基本設計の機能を満足するに十分な性能を達成しうるか、その詳細設計について評価されることとなる。この際には、機器等の圧力容器、構造物としての強度が十分であるかも併せて評価されることとなる。

原子力施設の建設に際しては、製造中の機器・配管等の溶接検査、施設、設備、機器及び燃料体の使用前検査が規制機関によりなされ、上記詳細設計に従った施設の建設、設備及び機器の製造がなされているか評価されることとなる。これらの健全性について
は、定期検査という形で引き続き運転中も規制機関による検査がなされ、原子力施設運
転の安全の確認がなされることとなる。

原子力施設の運転に際しては、以上のハードウェアの健全性を中心とした規制のみならずこれを運転する原子炉設置者の組織、責任体制をはじめ、運転方法、機器の保守・補修、サーベイランス、被ばく管理、放射性廃棄物管理、気体・液体放射性廃棄物放出管理、モニタリング等の原子炉設置者のソフトウェアについても評価されることとなる。
具体的にはこれらを包括的に文書化した保安規定を認可することにより、組織的管理、運転の安全性が確保される仕組みとなっている。
なお、原子炉等規制法の規制は、－部電力供給に係る法律である電気事業法に委ねることが認められている。具体的には、商業用原子力発電施設に係る工事方法認可、溶接検査、燃料体検査、使用前検査及び定期検査については、同等の規制が整備されている
電気事業法に委ねることにより二重規制の回避が図られている。

また、許認可権限を有する組織は、規制対象となる原子力施設の種類に応じて区分されており、実用発電用原子炉については通商産業大臣が、核燃料の加工、使用済核燃料の再処理等の核燃料サイクル施設及び研究開発段階にある原子炉については内閣総理大
臣が主務大臣として規制をつかさどっている。
（２）電気事業法
電気事業法の目的は、「電気事業の運営を適正かつ合理的ならしめることによって、電気の使用者の利益を保護し、及び電気事業の健全な発達を図るとともに、電気工作物

1２－の工事、維持及び運用を規制することによって、公共の安全を確保し、あわせて公害の防止を図ること」である。電気事業法では、国民の基本的なエネルギーである電力を安定的に確保するとともに典型的な設備産業である電気事業における二重投資を防止することにより国民経済を合理化ならしめるために電気事業を許可制とし、供給（料金その他の供給条件を含む｡）《会計及び財務等を規制することにより電気事業の健全な発達を目指している。また、電気事業に使用される設備の安全を規制することにより公共及び労働者の安全と公害の防止を図っている。

電気事業に使用される設備の安全確保と公害の防止の観点からは、原子炉等規制法と同様の工事計画認可、溶接検査勺燃料体検査、使用前検査及び定期検査に関する規定が用意されており、電気工作物でもある実用発電用原子炉に係る「設計及び工事方法の認可」、「使用前検査」及び「定期検査」については、電気事業法の規定が適用され、原子炉等規制法の当該規定は適用除外とされている。
（３）放射線防護

原子力施設の放射線防護に関しては、原子炉等規制法、電気事業法及び労働安全衛生法により規定されている。

原子炉等規制法においては、放射線業務従事者及び一般公衆を含む公共の安全を図る

観点から、放射線防護上の区域管理、放射線業務従事者の線量当量管理、放射線レベルの測定監視、放射性廃棄物の放出・保管管理、放射線管理設備・機器の管理を定めている。なお、電気事業法においては、放射線防護について、基本的には原子炉等規制法に委ねているが、原子力施設に具備すべき放射線管理設備について規定している。
一方、労働安全衛生法においては、放射線業務従事者の安全及び健康を確保する観点から、安全衛生教育、作業環境管理、健康診断及び保健指導を規定しており、作業環境管理として、同従事者の被ばく限度、設備、作業環境、測定・記録の方法について定めている。作業環境管理の点については、放射線業務従事者の健康障害防止を目的としており、原子炉等規制法と同等の規制となっている。

放射線防護については、第１５条に関する報告において詳細を記述する。
（４）災害対策基本法

災害対策基本法は、国士並びに国民の生命、身体及び財産を災害（放射性物質の大量の放出による被害を含む。）から保護するため、防災に関し、国、地方公共団体及び指定公共機関を通じて必要な体制を確立するとともに、防災計画の作成、災害予防その他
必要な災害対策の基本を定めている。

また、災害対策基本法に基づき、自然災害及び原子力災害を含む事故災害に関し、防災基本計画を作成し、災害予防、災害応急対策、災害復旧・復興の各段階ごとに実施す
1３－

べき措置、施策等を記述し、国、地方自治体及び原子炉設置者の役割と連携を明確にしている。防災基本計画については、第１６条に関する報告において詳細を記述する。
（５）原子力損害の賠償に関する法律

原子力損害の賠償に関する法律は、原子力施設の運転等により原子力災害が生じた場

合における損害賠償に関する基本的制度を定めている。
原子力損害の賠償に関する法律では、原子力災害が生じた場合の賠償責任は原子炉設
置者のみが負い、その責任は無過失責任であることを規定している。またぐ原子炉設置
者は、原子力施設の運転に当たって、万一原子力損害が発生した場合の賠償に当てるた

め、保険者との間に「原子力損害賠償責任保険契約ｊを結び､被害者への支払いに当てるほか、これによって賠償することができない場合に備え、国との間に「原子力損害賠
償補償契約」を結ぶこととしている。さらに、国は、原子炉設置者が準備した措置額だ

けでは被害者への賠償に不足する場合、必要に応じ、国が原子炉設置者に対し援助を行うものとしている。

1４－

図７－１原子力施股の安全規制に関する主要法令等

原子力基本法■ロＣＣＣ●●⑪￣●Ｃ●●●￣らつ●

科学技術庁
股殴法竿

労働安全衛生法

災害対策基本法

原子力損害の賠償に関する法律■￣￣￣■￣￣￣￣￣￣￣￣￣￣￣￣￣￣－－－￣￣ＣＣ－－■－－－－■－－－■

原子力委員会及び原子力安全委員会

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律・
施行令

設置法

放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律・施行令・施行規則

趣気事業法・施行令・施行規則■、－－．．Ｕ，－．．．．．．．．．．－．．．．．－年－．．・・・・江=つつ－．．０．－．

通商産業省
設圏法鐸

ji2l職腫鰯する法令}

実用発電用原子炉の設世運転等に関する規則

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関す
る規則等

］⑫

実用発電用原子炉の設腿、運転等に関する規則の規定に基づく線量等迅限度等を定める告示鐸

･発館用原子力設備に関する技術基準･発篭用核燃料物質に関する技術基準･電気工作物の溶接に関する技術基準･発電用原子力殻備に関する放射線による線逓等丘等の技術基箪
･発電用原子力設備に関する構造等の０

技術基準･コンクリート製原子炉格納容器に関する構造等の技術基準■－－－０■－－－－０･原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断めやす
・発趣用軽水型原子炉施設に関する安全股計審査指針･発蝿用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針･発地用原子炉施設に関する耐震設計審査指針･発蝿用軽水型原子炉施設の火災防鍍に関する審査指針
・発飽用軽水型原子炉施設の安全岬価に関する審査指針･発勉用原子炉施設の安全解析に関する気象指針･発電用軽水型原子炉施設周辺の線斌目標値に関する指針淳０鋳全蝿i腓に閲する駿令筆Ｉ￣ｑ■■￣￣■￣■￣■＝￣￣■■■■■■■■■■￣￣￣￣￣ロー￣■￣●￣●ウーマーローー￣￣■￣￣￣￣￣￣Ｉ■￣￣■■Ｄ￣￣￣￣￣￣￣－－－￣●□｡￣￣￣￣●ロロ･－●ｃＣ－－Ｃ－－■－－－－■■－－－－■－－－■牢一一宇一一●●●ＣＤ一・－－－－■■－－■■■■■－－■6

一再一一一一一一面－－－￣=~--＿･ﾛｰﾆｭｰﾛﾆニーニー三上_＿_－－－－－－－－－－－

民間指針類
日本電気協会指針及び規程

I--原子力委員会（原子力利用に関する政策等に関して
企画、審議及び決定）
１－原子力安全委員会（原子力施設の安全規制等に関して

企画、審議及び決定）

内閣総理大臣

内閣総理大臣傘－科学技術庁長官~

総理府

科学技術庁原子力安全局(研究開発段階の原子炉の安全規制）

通商産業大臣

資源エネルギー庁長官

通商産業省

資源エネルギー庁(実用発電用原子炉の安全規制）＊総理府の長としての内閣総理大臣

図７－２原子力施設の安全規制に関する主な組織の概略

1６－７．３法令等に基づく段階ごとの規制の枠組み

計画段階から運転段階までにおける原子力施設の法令等に基づく我が国の安全規制の概要を、図７－３に示す。なお、本節では、通商産業大臣が主務大臣である実用発電用原子炉を例に安全規制の概要を記す。実用発電用原子炉に係る原子炉等規制法及び電気事業法による安全規制の概要を、図７－４に示す。
研究開発段階にある原子炉についても安全規制の内容はほぼ同じであるが、実用発電用原子炉では電気事業法に基づき実施されている検査等も含め、一貫して原子炉等規制法により規制されている。
（１）計画段階

発電施設の立地に関しては、電気の供給を増加し、我が国の産業の振興及び発展に寄与することを目的として、電源開発促進法を制定している。これに基づいて、原子力発電施設に限らず電気事業者が設置する発電施設は、原則、関係都道府県知事の意見を聴取した上で、電源開発調整審議会の議を経て、内閣総理大臣が決定する電源開発基本計
画に組み入れられる。なお、電源開発基本計画は、国全体として需要の見込みに対する電力の確保についての計画であり、安全規制の範囲に入るものではない。なお、研究開

発段階にある原子炉については、電源開発基本計画には位置付けられていない。

実用発電用原子炉を設腫しようとする者は、１９９７年６月１３日に公布された環境影響評価法（公布の日から２年以内に施行される予定。）に基づき、その実施前に、原子炉設置者自らがその環境影響を調査、予測及び評価することを通じ、環境保全対策を検討するなど、その事業を環境保全上より望ましいものとしていくことを求められる。
ただし、放射性物質による大気、水質及び土壌の汚染については原子炉等規制法において影響評価を実施することから、環境影響評価法の適用を除外している。なお、環境影
響評価法施行までは、通商産業省省議決定に基づき、ほぼ同様の内容を持つ環境影響調
査及び環境審査が実施されている。
また、通商産業省は、省議決定に基づき、地元住民の一層の理解と協力を得て、実用発電用原子炉の立地の円滑な推進を図ることを目的として、公開ヒアリング（第１次公開ヒアリング）を実施している。公開ヒアリングの結果については、後述の安全審査等
において参酌している。

1７－

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００
９０

主務大臣

序

第二次公開ヒアリング用発電炉．．・・・・通商 産業大臣
究開発段階にある原子炉・・内閣 総理大臣

原子力安全委員会

原子炉安全専門審査会(ダプルチェック）
答申

諮問

ＴＦ

事

運転開始

~工

平和別用

(ダプルチェック）

解体届

■●可

溶．接検査

保安規定認可
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口一・

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唖田的笛宙
叶回的遂行

Ｃ

－■凸●￣●￣●￣●￣●￣

措圃命令

使用前検査

Ｊ■－■
■■■■■●￣●■■●■■●■■□■■■￣■■■■■■■■■●■■□■■□￣●

図７－４に

定期検査

報告徴収
立入検査

記載の範囲
■

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図７－３原子力施設の法令等に基づく安全規制の流れ

解

廃

体

止

運転

Ｕ

原子力委員会行政庁原子力発電(安全)技術顧問

建設

認可・溶接方法の認可
設計及び工事の方法の

（

答申

諮問

設盟許可

街的亜力

）

行政庁審査

原子炉設適許可申請

電源開発調整審議会

第次公開ヒアリング

環境調査・環境審査

ｃｃ

立地避定

￣

杏防止

』

図７－４原子炉等規制法及び電気事業法に基づく安全規制の概要
愈気事業法

許認可事項

原子炉等規制法
同意（71）

Ｌ工

内閣総理大臣）う

設 匿許可

原子炉の股侭

届一 出一 ⑲一 Ｊ一 ３ 通商産業大臣）◆ 一愈一ー気一一エー 一樟一 一錘一 。◆ ・０二■ ●．

原子力発電 ○亀 ●□ 》一
技術顧問会

原子力発愈
技術顧問会
２ 工 事 叶画認可論』
国３ 工率恕手

第２次公開ヒアリング 圧巳】

原子炉安全専門審査会

囲憲

申舗
可(37）

｜弓 保安規定
保安規程

Ｅ

』

￣
合格毎交付(４９）坐ぅ変更命令

４ 運転閲 始事業開始

通商産業大臣

運転計画

篇、57

定期検査

通商産業大臣謹宣』且、原子力発趣所運転に関する報告

勉気工作物の維持。’巽鴬

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通商産業大臣通商産業大臣通商産業大臣通商産業大臣通商産業大臣く一Ｅ。 Ｃ －－ Ｃｏ
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Ｃ

通商産業大臣通商産業大臣駐蚕正安付(54）

通商産業大臣_麹j量』型，

通商産業大臣

命令

Ｉ

報告

Ｃ

く。 一一 Ｃの Ｃ● ●Ｃ ● ｓ。 ●。 ●
ミ

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Ｃ

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通商産業大臣発電用原子力設備に関す
ｌ３９ｌ
る技術基塑を定める省令

通商産業大臣(注）

立入(68）

■

弓毎

立入検査

立入

通商産業大臣Ｅ』 ■■ つ■ 口■ Ｔ■ち■ ●■ ロ■ ●ロ ●』 ●■●Ｓ

1.原子炉等規制法及び愈気事業法による。（）内は当咳条文。
Ｚ原子力委員会に対しては、第24条第１項に掲げる許可基軍のうち、第１号第２号及び第３号（経理的基礎に係る部分）を、
原子力安全委員会に対しては第３号（技術的能力に係る部分）及び第４号についてそれぞれ酪問。
－１９－

（２）設置段階

計画段階の諸手続を終了し、実用発電用原子炉の設置の許可を受けようとする者は、原子炉等規制法に基づき、設置許可申請響を通商産業大臣に提出しなければならない。
申請書には、原子力施設の安全設計に関する説明書、放射線の被ばく管理等に関する説
明書、事故故障等に関する説明書等を添付しなければならない。

通商産業省は、原子炉等規制法における許可の基準に適合しているか否かを審査する。
この審査の中で、原子力委員会又は原子力安全委員会が定めた表７－１に示す指針類及び各種報告書を用いるとともに、現地調査、申請者以外の者が行う解析計算等を行い、原子力発電技術顧問の意見を聴きつつ審査を行う。

通商産業大臣は、審査結果について原子力委員会及び原子力安全委員会の意見を聴く
ために諮問する。原子力安全委員会は、審査に当たり、施設固有の安全性の問題について公開ヒアリング（第２次公開ヒアリング）を行い、聴取した意見を参酌する。通商産業大臣は、原子力委員会及び原子力安全委員会の意見を聴き、これを十分に尊重し、内閣総理大臣の同意を得て許可を与える。
（３）建設段階

原子炉設置者は、工事を開始する前に、電気事業法に基づき、電気事業の許可に関して電気工作物の変更届を通商産業大臣に提出するとともに、電気工作物の設置について工事計画を作成し、通商産業大臣の認可を受けなければならない。通商産業大臣は、当該工事計画の認可申請に関し、設置許可段階の基本設計又は設計方針に矛盾することな
く、かつ、電気事業法に基づく技術基準に適合しないものでないこと及び電気の円滑な供給を確保するために技術上適切なものであること等に関して審査を行う。
工事計画の認可を受けた原子炉設置者は、電気事業法に基づき、工事の工程ごと及びすべての工事が完了した時に通商産業大臣による使用前検査を受け、認可どおり工事がなされているか、及び技術基準に適合しないものでないことの確認を受けなければならない。また、原子炉に装荷される燃料体については、通商産業大臣の設計認可及び燃料体検査を受けなければならない。さらに、耐圧部分について溶接をするもの及び格納容器等であって溶接をするもの等は、通商産業大臣の溶接検査を受け、技術基準に適合しているか確認を受けなければならない。

原子炉設置者は、建設される原子力施設が新技術を遅滞なく取り入れることが可能となるよう、工事に際し、電気事業法による基準類を補完する目的をもって関連する民間

指針類を使用している。電気事業法に基づく技術基準の体系及び主要な関連する民間指針類を、それぞれ図７－５及び表７－２に示す。

2０－

（４）運転段階

原子炉設置者は、運転開始に当たって、原子炉等規制法に基づき、通商産業大臣に運転計画の届出を行い、運転の具体的方法、運転制限値等を定めた保安規定の認可を受けなければならないとともに、原子力施設の運転の保安の監督をする原子炉主任技術者の選任、及び資格を持った運転責任者の配置を行わなければならない。運転計画について
は、原子炉設置者は、通商産業大臣に毎年度届け出なければならない。

なお､研究開発段階にある原子炉の運転においては、原子炉設置者は、内閣総理大臣に運転計画及び原子炉主任技術者の選任の届出を行うとともに、運転責任者が果たすべき職務等を定めた保安規定の認可を受けなければならない。また、原子力施設の運転はそれに必要な知識を有する者に行わせなければならない旨、試験炉則に規定されている。
また、原子炉設置者は、実用発電用原子炉における従事者の放射線被ばくの線量当量
が線量当量限度を超えないよう管理し、通商産業大臣に対してこれら従事者の被ばく線
量を定期的に報告しなくてはならない。また、線量限度超過時は、原子炉設置者は直ちに通商産業大臣に報告しなければならない。

さらに、実用発電用原子炉の運転に伴い発生する放射性廃棄物については、原子炉等規制法に基づいて処理を行い、施設の外への排出に当たっては、通商産業大臣の定める濃度限度を超えないよう管理しなければならない。また、周辺公衆の被ばく線量を低く保つため、原子力安全委員会の定める発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針（以下「線量目標値指針」という。）に従って放出量をできるだけ低減するよう努めなければならない。

原子炉設置者は、運転開始後においては、電気事業法に基づいて行われる定期検査を受けなければならないとともに、記録の保管、報告等を行わなければならない。また、原子炉設置者は、発生した故障等について、原子炉等規制法及び電気事業法の規定に基づき、通商産業大臣に対し直ちに報告するとともに、速やかに故障の状況及びそれに対する処置の報告を通商産業大臣に対して行わなければならない。

また、運転開始後の保修・改造工事に当たっては、建設段階と同様に、電気事業法に基づく工事計画の認可又は届出が必要であり、これらの使用に対して使用前検査が行われる。

通商産業省は、より一層の安全確保を図る観点から、運転管理専門官を実用発電用原子炉施設に常駐させているとともに、実用発電用原子炉施設の総合保安管理調査を実施しており、各種安全規制の遵守状況及び原子炉設置者の行っている自主保安管理の状況を的確に把握している。さらに、通商産業省は、必要な場合、安全規制上の手段として実用発電用原子炉の立入検査を行うことができる。
２１－

また、通商産業省は、総合予防保全の観点から、原子炉設置者に対し、一定期間（約１０年）ごとに定期安全レビューを実施するよう要請しており、定期安全レビューの結果により、運転開始以降現在までの運転経験の反映状況、最新の技術的知見の反映状況
及び当該プラント固有の確率論的安全評価について評価を行うこととしている。
なお、原子力安全委員会は、１９９２年に、原子炉設置者が効果的なアクシデントマ

ネジメントを自主的に整備し、万一の場合にこれを的確に実施できることを強く奨励する旨の決定文を発表した。これを受けて通商産業省は、原子炉設置者が行う確率論的安
全評価の結果及びそれを踏まえたアクシデントマネジメントの検討内容について、その技術的妥当性の評価を行った。その結果、アクシデントマネジメントは安全性を更に向上させる上で妥当なものであると評価し、当該アクシデントマネジメントが概ね２００

0年を目処に実施されるよう促している。

2２－

表７－１発電用軽水型原子炉施設に関する主要な安全審査指針類

立地評価関連原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやす

安全設計関連･発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針･発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針‘･発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針･発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針･発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査･放射性液体廃棄物処理施設の安全審査に当たり考慮すべき事項ない
しは基本的考え方

安全評価関連･発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針･発電用加圧水型原子炉の炉心熱設計評価指針･軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針･発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針･ＢＷＲＭＡＲＫ－Ｉ型格納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針･BWRMARK-Ⅱ型格納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針･発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針
平常時線量関連･発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針･発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針･発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針2３－

表７－２民間指針類（日本電気協会指針及び規程）
番号

名称

JEAG4101-1993

原子力発電所の品質保証指針

JEAC4201-1991

原子炉構造材の監視試験方法

JEAC4201-1991

フェライト鋼の落重試験方法

JEAC4203-1994

原子炉格納容器の漏えい試験

JEAG4204-1990

発電用原子燃料検査指針

JEAC4205-1986

軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査

JEAC4206-1991

原子力発電用機器に対する破壊靭性の確認試験方法

JEAG4207-1986

軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査における超音波
探傷試験指針JEAG4601-1987

原子力発電所耐震設計技術指針

JEAG4601-1984

原子力発電所耐震設計技術指針・補許容応力・重要度分類編

JEAG4601-1991

原子力発電所耐震設計技術指針・追補版

JEAC4602-1992

原子力冷却材圧カバウンダリ、格納容器バウンダリの定義規定

JEAG4603-1992

原子力発電所保安電源設備の設計指針

JEAG4604-1993

原子力発電所安全保護系の設計指針

JEAC4605-1992

原子力発電所工学的安全施設及びその関連施設の定義規程

JEAG4606-1990

原子力発電所放射線モニタリング

JEAG4607-1986

原子力発電所の火災防護指針

JEAG4608-1986

原子力発電所の耐雷指針

JEAG4609-1989

安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する指針

JEAG4610-1990

原子力発電所個人線量モニタリング

JEAG4611-1991

安全機能を有する計測制御装置の設計指針

JEAG4801-1995

原子力発電所の運転マニュアル作成指針

JEAG4208-1995

軽水型原子力発電所用蒸気発生器伝熱管の供用期間中検査における渦電流探傷試験指針

2４－第１５条放射線防護

１５．１原子力施設に適用される放射線防護に係る法律、規制及び要求事項の概要

我が国は、原子力施設における放射線防護の基準を原子炉等規制法、電気事業法、労働安全衛生法等の法律及びそれらに基づく政令、府令及び省令、告示、指針により明示している。また、これらの放射線防護に係る基準は、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）の勧告を尊重し、法令に取り入れている。

実用発電用原子炉については、原子炉等規制法の規定に基づく通商産業省令として実用炉則が有り、この規則において放射線管理に係る条項として、放射線防護上の区域管理、管理区域内での業務従事者の被ばく管理、放射線レベルの測定監視、放出される放射性物質の監視、放射線管理設備の管理等を規定している。さらに、通商産業大臣は、「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線麓当量限度等を定める告示」（以下「線量当量限度告示」という。）を制定し、管理区域における線量当量限度及び濃度限度、周辺監視区域外の線量当量限度及び濃度限度、放射線業務従事者の線量当量限度及び濃度限度、緊急作業に係る線量当量限度等を定量的に規定している。
また、研究開発段階にある原子炉についても、試験炉則及び「試験研究の用に供する原子炉の設置、運転等に関する規則等の規定に基づき線量当量限度等を定める件」（以下「試験炉線量当量限度告示」という。）を制定し、同様の放射線管理が実施されている。
これら放射線防護に関する規則を原子炉設置者に遵守させるために、保安規定において、放射線防護に関連する事項として「管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定並びにこれらの区域に係る立入制限等に関すること」、「排気監視設備及び排水監視設備に関すること」、「線量当量、放射性物質の濃度及び放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度の監視並びに汚染の除去に関すること」及び「放射線測定器の管理に関すること」について記載することが義務付けられている。

また、電気事業法に基づき、通商産業大臣は発電用原子炉設備に関する技術基準を定める省令を制定し、原子炉施設に具備すべき放射線管理設備（生体しゃへい装置、換気設備、計測装置、警報装置、廃棄物処理設備等）の技術基準を規定している。通商産業大臣は、
これら放射線管理設備の認可及び検査に当たって、電気工作物がこの省令に適合しないものでないことを確認している。さらに、発電用原子力設備に関する放射線による線量当量等の技術基準を制定し、管理区域に係る線量当量、周辺監視区域に係る線量当量限度及び周辺監視区域外の放射性物質濃度について、線量当量限度告示を準用すると規定している。
なお、研究開発段階にある原子炉についても、原子炉等規制法に基づき、試験研究の用9６－に供する原子炉等の設計及び工事の方法の技術基箪に関する総理府令（以下「試験炉設工則」という。）が定められており、当該原子力施設に具備すべき放射線管理設備を同様に規定している。

原子炉等規制法では、原子力施設を管理する観点から原子炉設置者に対して管理区域に立入る者に対する放射線防護上の責任を課している。

一方、労働安全衛生法では、放射線業務従事者の安全及び健康を確保する観点から事業者（労働者の雇用主）が労働者の雇用期間中を通じて放射線を含む健康障害を防止するため必要な措置を講じなければならないとし、安全衛生教育、作業環境測定、健康診断等を規定している。この法律に基づき、労働大臣は省令として電離放射線障害防止規則を制定
し、管理区域並びに線量当量の限度及び測定、外部放射線の防護、汚染の防止等について規定している。

原子力施設の認可申請の審査に当たっては、主務大臣は、上記の法令及び技術基準への適合性に加え、安全指針類等を用いて技術的検討を行っている。この指針類の中に、原子力施設の設置が環境に与える放射線影響を合理的に達成可能な限り低減する（ＡＬＡＲ

Ａ）ための具体的な指標を与えるものとして線量目標値指針があり、周辺公衆の被ばく線
量を低く保つことについての努力目標を定量的に明らかにしている。

我が国の原子力施設の放射線防護に関連する法令及び指針を、表１５－１にまとめた。
なお、我が国の現行の放射線防護基準は、ＩＣＲＰの勧告であるPublication26を反映したものであり、さらに、新勧告であるPublication60を反映するための審議が行われ、今後反映されることとなった。

放射線審議会とは、放射線障害の防止に関する法令の技術的基準を統一的にするため、科学技術庁に設置された機関であり、関係する行政機関に対し意見具申を行うことができ
る。

9７－

表１５

１

放射線防護に関連する法律、省令、告示、指針

昭和32年法律第166号

法令昭和39年法律第170号

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する
る法律
電気事業法

昭和47年法律第57号

労働安全衛生法

昭和32年

試験研究の用に供する原子炉の設置、運転等に関する規則
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

総理府令第83号
昭和53年
通商産業省令第77号
昭和40年
通商産業省令第62号
昭和47年
労働省令第41号
昭和62年

総理府令第11号
昭和63年

科学技術庁告示20号
平成元年
通商産業省告示第131号
平成元年
通商産業省告示第134号

指針

名称

番:号

分類

発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令
電離放射線障害防止規則
試験研究の用に供する原子炉等の設計及び工事の方法の技術基準に関する総理府令試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則等の規定に基づき線量当量限度を定める件
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線壁当量限度等を定める告示
発電用原子力設備に関する放射線による線量当量等
の技術基準

昭和50年

発電用軽水型原子炉施設周辺の線還目標値に関する原子力委員会決定
昭和51年
原子力委員会決定
昭和53年
原子力委員会決定
平成２年
原子力安全委員会決定
平成２年

指針

原子力安全委員会決定
昭和57年
原子力安全委員会決定

針

昭和56年

原子力安全委員会決定
平成元年
原子力安全委員会決定
平成元年
原子力安全委員会了承
平成元年
原子力安全委員会了承

発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対するる評価指針

発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針

発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指
発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針
発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計側に関する審査指針
環境放射線モニタリングに関する指針について
発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量当量評価について
被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について9８１５．２放射線防護に関する国の法律、規制及び要求事項の履行（１）線量当愚限度①管理区域の基準

通商産業大臣は、実用発電用原子炉について、実用炉則及び線量当量限度告示により、炉室、使用済燃料の貯蔵施設、放射性廃棄物の廃棄施設等の場所であって、その場所における外部放射線に係る線量当量が－週間につき三百マイクロシーペルトを超え、空気中の放射性物質の濃度が告示で定める値を超え、又は表面汚染密度が告示で定める値を超えるおそれのある場所を管理区域として規定し、必要な措置を講じなければならならないと規定している。

なお、研究開発段階にある原子炉についても、試験炉線量当量限度告示により同様に規定されている。

また、労働大臣も、電離放射線障害防止規則において、上記と同様の基準により管理区域を標識により明示しなければならないとしている。
②放射線業務従事者等に対する基準

通商産業大臣は、実用発電用原子炉について、線量当量限度告示において、放射線業務に従事する者に対する線量当量限度の基準を、表１５－２に示すとおり規定している。

なお、研究開発段階にある原子炉の基準についても、試験炉線壁当量限度告示により同様に規定している。

また、労働大臣も、電離放射線障害防止規則において、原子炉設置者が労働者に対して上記と同様の基準により放射線業務従事者の被ばく限度を規定している。
表１５－２放射線業務従事者に対する線量当量限度

限度

項目

実効線量当量限度

50mSv/年

水晶体の線量当量限度

l50mSv/年

目の水晶体以外の組織線量当量限度

500mSv/年

女子の腹部の線量当量限度

l3mSv/３月間

妊娠中の女子の腹部の線量当量限度

l0mSv/妊娠期間中

緊急時の実効線量当量限度

1001nSv/回原子炉設置者は、放射線業務従事者等の放射線被ばく量を線量当量限度以下に維持9９－

することは勿論、ＡＬＡＲＡの考え方に基づき被ばく低減に努力するため、①原子炉施設内の系統機器の線源の低減②放射線源との離隔距離の維持／遮蔽の設置③放射線環境下での作業量、作業時間の低減を実施した。この結果、放射線業務従事者等が受ける線量当量は附属書２に示すように低減されている。

また原子炉設置者は、一般公衆の線量当量が線量目標値以下となるように、放射性気体及び液体廃棄物の放出を放出管理目標値に基づいて管理している。この結果、放出量は次項に示す程度に低減されている。
③一般公衆に対する基準
通商産業大臣は、実用発電用原子炉について、線量当量限度告示において、一般公衆の放射線安全のための基準を、表１５－３に示すとおり規定している。
なお、研究開発段階にある原子炉の基準についても、試験炉線量当量限度告示により同様に規定されている。。
表１５－３一般公衆に対する線量当量の限度
項目

限度

周辺監視区域外の線量当量限度
実効線量当量1mSv/年

皮膚及び水晶体の線量当量

50mSv/年④環境に与える影響を低減するための具体的指標

原子力安全委員会は、軽水炉の通常運転時における環境への放射性物質の放出に伴う周辺公衆の受ける線量当量を低く保つための努力目標として、施設周辺の公衆の受ける線量当量についての目標値を実効線量当量で年間５０マイクロシーベルトと定めている。この目標値は、前述した周辺監視区域外の一般公衆に対する線量限度の１／２０になっている。

ここで設定した線量目標値は、放射性物質の濃度限度の規制値に代わるものではな

く、ＡＬＡＲＡの考え方に基づいて周辺公衆の受ける線量当量を低く保つための努力目標である。

1００－

なお、原子力施設の許可申請の審査に当たって、法令及び法令に基づく技術基準の適合に加えて用いられる安全指針類のうち、放射線防謹に関連する指針の概要を表１５－４に
まとめた。

．、勺斗

101-

表１５－４放射線防護に関する指針の内容（１／２）
状態

内容

名称

発電用軽水型原子炉施
設周辺の線量目標値に関する指針について
発電用軽水型原子炉施
設周辺の線量目標に対する評価指針について】Ｃ脚

発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針について
発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審
査指針について平常運転時

発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について
環境放射線モニタリン
グに関する指針について被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について周辺の公衆の受ける線量についての目標値（ＡＬＡＲＡ）
実効線量当量で50匹Ｓｖ／ ｙ

原子炉施設の基本的設計段階における平常運転時の原子炉施設起因の線量を評価するため、放射性物質の放出量とそれによる線量当量の評価に使用する標準的な計算モデルとパラメー
夕等を定めたもの。
ICRPPublication30に我が国の食物摂取の状況を考慮して補正している。
発電用軽水型原子炉施設の平常運転時において、環境に放出される気体廃棄物及び液体廃棄物中の放射性物質の放射能量を測定するための標準的な方法について定めたもの。

Ⅷ、放射線管理指針56．周辺の放射線防護
指針57．放射線業務従事者の放射線防護（施設のしゃへい設計を含む）
指針58．放射線業務従事者の放射線管理
指針59．放射線監視
Ⅶ、放射性廃棄物処理設備
指針52．放射性気体廃棄物の処理施設
発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故時における線量当壁評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理法及び大気拡散の解析方法を定めたものである。

原子力発電所の周辺公衆の健康と安全を守る観点に立ち実施される環境モニタリングに関しその技術の水準向上と斉一化を図るため、モニタリングの計画立案、実施及び線量当量、の評価について、基本的方法を示したもの。

核分裂生成希ガス及びハロゲン核種について、外部被ばくによる線獄当量の計算に必要なデータ（半減期、核分裂収率、放射線エネルギー等）をまとめたものである。なお《内部被ぱ〈による線量当量の計算にはICRPPublication30のデータを用いるとしている。

表１５－４放射線防護に関する指針の内容（２／２）
名称状態

発篭用軽水型原子炉施設に関する安全設計審
査指針について
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針について

事故時

発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指

Ⅸ、制御室及び緊急時施設のうち

指針４３，制御室の居住性に関する設計上の考慮
ｘ、放射線管理のうち
指針５７．放射線業務従事者の放射線防護
4.判断基翠で設計基準事故は、「周辺公衆に対し、著しい放射線被ばくを与えないこと」としている。

解説において、「周辺公衆の実効線量当量の評価値が発生事故当たり5,svを超えなければ｢リスク」は小さいと判断できる」とある。
また、付録Ⅱに線量評価上参考とすべき事項がまとめられている。
発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び

再ｃい

針について

大気拡散の解析方法を定めたものである。

発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針について被ばく計算に用いる放射線エネルギー等につ放射線防護の観点から、原子炉施設の事故時に必要な放射線計測系の設計の妥当性について審査する際の指針を示したものである。

いて

「

内容

核分裂生成希ガス及びハロゲン核種について、外部被ばくによる線量当還の計算に必要なデータ（半減期、核分裂収率、放射線エネルギー等）をまとめたものである。なお、内部被ぱ<による線量当量の計算にはICRPPublication30のデータを用いるとしている。

（２）放射性物質の放出の条件

主務大臣は、主務省令において、原子炉設置者に、排気施設において、ろ過、減衰、希釈等の方法によって排気中の放射性物質濃度をできるだけ低下させる措置を講じることを求めている。この場合、排気ロ又は排気監視設備において排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が、ＩＣＲＰの濃度限度から導出された主務大臣の定める濃度限度を超えないことを求めている。また、排水施設において、ろ過、蒸発、イオン交換樹脂法等による吸着、減衰、希釈等の方法によって排水中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させる措置を講じることを求めている。この場合、排水口又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度を監視することにより〈周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が、主務大臣が定める濃度限度を超えないことを求めている。

これら濃度限度として、実用発電用原子炉について、通商産業大臣は、線量当量限度

告示において、排気、排水中の濃度限度は、三ヶ月間の平均濃度として放射性物質の種類に応じて定めている。なお、放出放射性核種が明らかでない場合は、空気中又は水中の濃度のうち、それぞれ最も低い放射性物質の種類で規制している。
また、研究開発段階にある原子炉についても、試験炉線量当量限度告示に基づき規制されている。

（３）放射線物質の放出を合理的に達成できる限り低くするためにとられる手段

通常運転時における環境への放射性物質の放出量を合理的に達成できる限り低減する

ため、実用発電用原子炉においては、以下の方法をとっている。なお、研究開発段階にある原子炉においても、同様の方法がとられている。
①設計

通商産業大臣は、当該原子炉の設置許可申請時の安全審査において、施設周辺における将来の集落の形成を考慮して原子力施設の設計による線量当量を評価した結果が、指針の線量目標値を達成していることを確認する。
②放出管理

原子炉設置者は、線量目標値に見合う範囲内での年間の放出量を、放出管理目標値として定め、この管理目標値を超えることのないように努力する。通商産業大臣は、

この放出管理目標値を確認し、運転開始後、原子炉設置者からの報告でこの管理目標の達成状況を把握する。

万一、原子力施設で管理目標を超えた放出があった場合には、通商産業大臣は線鐵目標値指針に基づき、以下の措置を行う。
ａ・線量当量の再評価

通商産業大臣は、その期間内における気象条件、人の居住状況、環境モニタリン
グ試料の測定結果等、実際の状況に基づいた現実的な計算を用いて、施設周辺に実1０４－

在する集落における標準的な人の線量当量の再評価を実施するよう原子炉設置者を
指導する。

b、改善

通商産業大臣は、ａ、の評価の結果、その後においても繰り返し線量目標値を超えるおそれのある場合には、線量目標値を達成するよう放射性物質の放出方法の改善、設備の改善等を原子炉設置者に指導する。

原子炉設置者は、この放出管理目標値を達成する努力として原子力施設で発生する放射性気体及び液体廃棄物に対して次の低減対策を実施している。

気体廃棄物のうち粒子状のものについては、高性能フィルタでろ過することによって除去し、希ガスやよう素については、減衰タンクや活性炭式希ガスホールドアップ装置
によりその放射性物質を減衰させ、これらを測定、監視しながら排気筒から放出する。

液体廃棄物については、各廃液とも処理施設に集め、機器ドレンは、ろ過装置及び脱塩装置で処理回収する。床ドレンは、濃縮装置及び脱塩装腫で処理後回収し、原則として再使用するが、場合により、一部については放射性物質の濃度を確認後、排水口から放出することがある。再生廃液は、濃縮装置及び脱塩装置で処理後回収し、再使用する。

この際発生した濃縮液は、固体廃棄物として処理する。洗濯廃液等は、通常放射性物質の濃度が低いので、ろ過処理等をした後、放射性物質の濃度が十分低いことを確認して排水口から環境に放出する。

原子炉設置者は、気体廃棄物及び液体廃棄物の放出に際して、線量目標値を満足する
ように放出管理目標値を定め、その値を超えないように放出管理を行っている。ＢＷＲ
及びＰＷＲの両原子力施設の最近５年間の各年度における気体廃棄物及び液体廃棄物の放出実績を表１５－５～表１５－７に示す。この表で分かるように放出実績は管理目標
値を十分下回っている。

1０５－

表１５－５放射性気体廃棄物中の放射性希ガスの年度別放出実績（単位：Ｂｑ/年）
年度

１９９０

１９９１

１９９２

１９９３

１９９４

１９９５

１９９６

管理目標値

ＢＷＲ原子力発電所

Ｎ、、．＊

Ｎ、，

Ｎ、，．

Ｎ、、

Ｎ、，

Ｎ、，

Ｎ、、。

６．７×１０1５ＰＷＲ原子力発電所

６．８Ｘ１０

３．７×１０1５

1Ⅱ●

５．６Ｘ１０11

５．３Ｘ１０１１、

４．７Ｘ１０1１●

6．ＯＸ１０1１●

５．ｌｘ１０1１

４．３Ｘ１０1１＊8Ｎ．、．は、検出限界濃度で、２×１０．２（Bq/cm3）以下である。

表１５－６放射性気体廃棄物中の放射性よう素（１－１３１）の年度別放出実績（単位：Ｂｑ/年）
１９９０

１９９１

１９９２

１９９３

１９９４

１９９５

１９９６

管理目標値

ＢＷＲ原子力発電所

Ｎ、，．＊

Ｎ、、．

Ｎ、，．

Ｎ、，．

Ｎ、、．

Ｎ、，．

Ｎ、、

２．３Ｘ１０1１ＰＷＲ原子力発電所

８．８×１０５１．ｌｘ１０６

３．４Ｘ１０Ｇ

２．８Ｘ１０５

２．２Ｘ１０３

Ｎ、，

Ｎ、、．

1．Ｏｘ１０

Ⅱ

年度
房。③

●

＊：Ｎ、ｎは、検出限界濃度で、７Ｘ１０~,（Bq/clu3）以下である。

表１５－７放射性液体廃棄物中の放射性物質（3Ｈを除く）の年度別放出実績（単位：Ｂｑ/年）
年度

１９９０

１９９１

１９９２

１９９３

１９９４

１９９５

１９９６

管理目標値

ＢＷＲ原子力発電所

Ｎ、、．＊

Ｎ、，．

Ｎ、、．

Ｎ、、．

Ｎ、、．

Ｎ、、．

Ｎ、、．

２．５Ｘ１０1１ＰＷＲ原子力発電所

７．４Ｘ１０５

Ｎ、、．

７．８Ｘ１０４

１．４Ｘ１０５

Ｎ、，．

Ｎ、、．

Ｎ、、．

１．４Ｘ１０Ⅱ＊：ＮＤ・は、検出限界濃度で、２×１０－２（Bq/cm3）以下である。（`ＯＣＣで代表した。）

（４）環境放射線の測定①平常時の環境放射線モニタリング
原子炉設置者は、施設からの放射性物質の放出に伴う周辺環境への影響を評価し、放出管理、施設管理等へ反映する立場から、原子力施設周辺の平常時のモニタリングを実施している。また、地方自治体（原子力施設の立地道県）においても原子力施設
周辺の公衆の健康と安全を守る立場から、原子力施設周辺の平常時のモニタリングを行っている。

実用発電用原子炉について、通商産業大臣は、前記の線量限度を遵守、履行させるために発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令において、管理区域内及び周辺監視区域に隣接する地域における線量当量率を計測する装置、放射性物質濃度又は線量当量率が著しく上昇したときなどに自動的に警報する装置を、原子力施設に設置することを義務付けている。

研究開発段階にある原子炉についても、試験炉設工則に基づき、同様の規制がなされている。

一方、原子力安全委員会は、モニタリングの技術の向上及び斉一化を図るため、「環境放射線モニタリングに関する指針について」において、モニタリング計画の立案、実施及び線量当量の評価１Fついて基本的方法を示し、通常の測定結果と対比したチェックを行っている。地方自治体及び原子炉設置者は、この指針に基づき、モニタリングを実施している。この指針に基づく、代表的な環境モニタリングの項目及び内容を表１５－８に示す。

1０７－

表１５－８環境放射線モニタリング内容
区分

空間放射線

調査対象

線量率

積算線量
隙
大気中浮遊塵B襲うｋｎＭ
陸水（飲料水）
■■

牛乳

陸上試料

海洋試料

気象要素

土壌

測定頻度

Nal(Tl),電離箱

1～３月ごと四半期ごと
必要に応じて
半年ごと

核種分析
核種分析
1311分析
核種分析

葉菜
農産食品根菜 収穫期
米
指標生物
四半期ごと
降下物一雨水、 毎月
ちり
海水
半年ごと
海底土
半年ごと
海産食品
漁期
指標生物
四半期ごと
気温
風向
風速
降水量など

測定方法

連続
四半期ごと

備考

Ⅱ、

表層土

核種分析

核種分析
核種分析

ヨモギ、松葉等
水盤法等

核種分析

表面水
表層士
ホンダワラなど

核種分析

原則として連続②事故時の放射線計測

原子力安全委員会は、放射線防護の観点から、原子力施設の事故に必要な放射線計
測系の設計の妥当性について安全審査する際の指針として発電用軽水炉における事故
時の放射線計測に関する審査指針を定めている。主務大臣は、当該原子力施設の安全審査においてこの指針との適合性を確認している。

この指針では、事故時における放射線計測の目的を、一般公衆はもとより従事者に対する放射線防護の観点から、次の目的で事故時の放射線又は放射能に関する情報を得ることであると定めている。
ａ、放射能障壁の健全性の把握
ｂ・放射性物質の放出量の把握

ｃ、周辺環境における放射線量率等の状況の把握

ｄ・従事者の建屋立入りのための放射線量率の状況の把握

具体的な放射線計測系の計測対象を、表１５－９にまとめている。

1０８－

表１５－９事故時の放射線計測
目的１．放射能障壁の健全性の把握
計測対象
ワトＵＪｎｇｸ■~でUら「￣〆夕が■夕､ｸﾞＵｊＪＰｐ、

計測項目

γ線量率

量率
原子炉冷却材放射性物 核種分析等
質濃度
格納容器雰囲気放射性 核種分析等
物質濃度計iml方法

連続計測

測定上限値

105Gy/ｈ(又は10`Sv/h）

サンプリング分析

3.7x10loBq/c、

サンプリング分析

3.7×10,Bq/cm3

３

目的２．放射性物質の放出量の把握｜毒■ -側対象

計刷 項目

非常用ガス処理系排気 放射性希ガス
筒放出放射性物質濃度
放射性よう素(ＢＷＲ）･粒子
排気筒放出放射性物質 放射性希ガス
濃度（ＰＷＲ）
放射性よう素･粒子
主排気筒放出放射性物 放射性希ガス

質濃度（ＢＷＲ）

放射性よう素･粒子
放射性希ガス
主蒸気配管放射性物質｜ゴロ ･側方法

i、 定上 限値

連続計測

3.7x106Bq/cm3

サンプリング分析

3.7x103Bq/cm3

連続計測

3.7×10`Bq/cm3

サンプリング分析

3.7x104Bq/cm3

連続計測

3.7x10qBq/c㎡

サンプリング分析

3.7x102Bq/cm3

連続計測

3.7x107Bq/cm3

濃度（ＰＷＲ）

目的３．周辺環境における放射線量率等の状況把握
計測対象

Ⅲ項上
計測項目

敷地周辺エリア放射線 γ線量率
量率
敷地周辺空気中放射性 放射性よう素･粒子
物質濃度(可搬式）

計測方法

連続計測及び可搬式計測
サンプリング分析

測定上限値

l0-lGy/ｈ(又はl0-lSv/h）

3.7x10IBq/c㎡

目的４．従事者の建屋立入りのための放射線量率の状況把握
計測対象

ＩＩＩ項Ｅ
汁綱
項目

建屋内エリア放射線量
率(注）

γ線量率

計i、 方法

連続計測及び可搬
式計測

測定上限値

l01Gy/ｈ(又はl0lSv/h）(注）原子炉建屋（ＢＷＲ）又は原子炉補助建屋（ＰＷＲ）が対象である。

1０９－

己

１５．３規制による管理活動（１）施設管理①設置許可

原子力施設を設置しようとする者は、原子炉等規制法に基づく設置許可申請書に、放射線防護のための施設として、放射性廃棄物の廃棄施設の構造及び設備並びに放射線管理施設の構造及び設備について記載しなければならない。
②工事計画の認可（設計及び工事の方法の認可）

実用発電用原子炉については、放射線防護に関連する設備、装置等を、発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の規定により、原子力施設内に施設しなければならない。これらの放射線防護に関連する設備、装置等を施設する際には、原子炉設
置者は、電気事業法に基づき、その工事計画について通商産業大臣の認可を受けなければならない。

また、研究開発段階にある原子炉の放射線防護に関する設備、装置等のうち、試験
炉設工則で定められているものについては、原子炉等規制法に基づく設計及び工事の方法の認可を受けなければならない。
③使用前検査

実用発電用原子炉については、放射線防護に関連する設備、装置等として、上記②の工事認可の対象のものが、電気事業法に基づく使用前検査を受けなければならない。
また、研究開発段階にある原子炉については、放射線防護に関連する設備、装置等のうち、設計及び工事の方法の認可を受けたものについては、原子炉等規制法に基づく使用前検査を受けなければならない。
（２）個人管理労働大臣は、電離放射線障害防止規則において、事業者（労働者の雇用者）に、放射線業務従事者、緊急作業に従事する労働者及び管理区域に一時的に立ち入る労働者が管理区域内において受ける外部被ばくによる線還当量及び内部被ばくによる線量当量を測定することを求めている。また、同規則において、事業者（労働者の雇用主）に、一日における外部被ばく線量当量が－センチメートル線量について－ミリシーベルトを超えるおそれのある労働者については、外部被ばくによる線量当量の測定結果を毎日確認することを求めるとともに、放射線業務従事者に係る線量当量を、遅滞なく、労働大臣が定める方法により算定し、これを記録し、五年間保存することを求めている。

1１０－

（３）放射性物質放出の管理

主務大臣は、主務省令に基づき、気体状の放射性廃棄物を廃棄施設によって排出した
場合において、周辺監視区域の外の空気中の濃度が濃度限度を超えたとき、あるいは液体状の放射性廃棄物を排水施設によって排出した場合において、周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質濃度が濃度限度を超えたときには、原子炉設置者がその旨を直ちに、また、その状況及びそれに対する処置を十日以内に報告することを求めて
いる。

111

第１６条緊急事態のための準備

１６．１敷地内外の緊急事態のための準備に係る法律、規則及び要求事項
我が国の原子力施設における緊急事態に関しては、これまでの報告で記述してきた原子炉等規制法や電気事業法によらず、第７条に関する報告で記述したように、基本的に災害対策基本法の下で法体系が構築されている。

我が国の原子力施設は、原子炉等規制法及び電気事業法に基づき、その設計、建設、運転の各段階において、厳重に安全規制がなされている。それでもなお万一の放射性物質の放出を伴う事故の発生に備えて、緊急事態のための準備に係る法律や規則等には、災害対策基本法のほか、中央防災会議の「防災基本計画」、原子力安全委員会の「原子力発電所等周辺の防災対策について」等がある（図１６－１）。
（１）災害対策基本法
国土並びに国民の生命、身体及び財産を災害から保護するため、災害対策基本法に災害対策の基本が示されている。災害対策基本法は、地震、津波、豪雨等の自然災害と放射性物質の大量放出を伴う原子力災害等の事故災害を対象としている。
災害対策基本法は、国、地方公共団体及び指定公共機関（日本電信電話株式会社、日本赤十字社等。以下この条において同じ。）の災害対策態勢と責任の所在を明確にするとともに、防災計画の作成、災害予防、災害応急対策、災害復旧対策等の災害対策の基本を定めている。

防災計画に関して、災害対策基本法は、以下を定めている。

①総理府に中央防災会議を置き、中央防災会議は、我が国全体の防災に関する基本的な計画である防災基本計画を作成する。

②国の指定行政機関の長及び指定公共機関は、防災基本計画に基づき、その所掌事務として行う災害対策に関し防災業務計画を作成する。

③都道府県防災会議は、防災基本計画に基づき、当該都道府県の地域に係る都道府県地域防災計画を作成する。

④市町村防災会議は、防災基本計画に基づき、当該市町村の地域に係る市町村地域防災計画を作成する。

（２）防災基本計画

災害対策基本法を受けて作成される防災基本計画は、具体的な災害対策実施内容と災害対策実施に当たっての関係機関の役割分担を示している。

112

防災基本計画の全体構成を図１６－２に示す。

防災基本計画原子力災害対策編は災害予防、災害応急対策、災害復旧の実施内容を示している。特に重要な災害応急対策については、以下のような事項が定められている。
①事故情報の連絡

緊急時においては、原子力施設から、地方公共団体、安全規制担当省庁に連絡し、安全規制担当省庁は、官邸、関係省庁等へ連絡する。
②活動体制

各機関において非常参集し、災害対策本部の設置等必要な体制を構築する。
③事故対策本部等の設置

政府に安全規制担当省庁の長（実用発電用原子炉は通商産業大臣、研究開発段階にある原子炉は科学技術庁長官）が本部長となる事故対策本部や非常災害対策本部を設一置し、事故対策本部等は､国の行政機関や地方公共団体等が実施する災害応急対策の調整を図る゜④事故影響、放射性物質による影響の予測システムの整備

国は、緊急時支援システムにより原子力施設の状態を把握・予測するとともに、原
子力施設周辺の放射性物質による影響を予測する。
⑤屋内退避、避難収容等の防護活動

国は、周辺住民の屋内退避、避難誘導の防護活動の実施を地方公共団体に指導・助言する。地方公共団体は、国の指導・助言に基づき、周辺住民等の屋内退避、避難誘
導の防護活動を行う。

防災基本計画の概要を参考１６－１に示す。

なお、１９９７年６月に防災基本計画が修正され、原子力災害対策の具体的な実施内容や関係機関の役割分担がより明確にされ、災害対策が実効的に行えるようになっている。

（３）原子力施設周辺の防災対策について

災害対策のうち、技術的・専門的事項について、原子力安全委員会は「原子力発電所等周辺の防災対策について」（防災指針）を決定している。防災指針は、原子力施設周辺の防災対策を重点的に実施すべき地域の範囲、緊急時環境モニタリングの実施方法、防護対策のための指標、緊急時医療の在り方等について定めている。
防災指針の概要を参考１６－２に示す。
（４）原子炉設置者の防災対策

原子炉設置者は、原子力災害対策の充実を図るため、防災業務計画に基づいて、通報
連絡、構内従業員等の避難誘導、緊急時医療、消火・延焼防止活動、被ばく者の救出.
113

避難誘導活動及び立入禁止区域の設定等を行う緊急時組織を設け、緊急時対策所、安全パラメータ表示装置、移動式放射性物質測定装置等の緊急時対策用資材を整備している。
さらに、これら緊急時に対する措置の実効性を確認するため、定期的に緊急時演習を実施している。

１６．２規制機関及び他の機関の役割を含む緊急事態のための準備に係る措置の履行(1)緊急事態の判断基準

防災指針において、災害対策本部の設置等、災害応急対策の初期活動を開始するめやすは、原子力施設の敷地周辺に設けられたモニタリングポストで、空間放射線量率で１０似Ｇｙ／ｈ以上の放射線を測定したとき、又は周辺の住民が５ｍＳｖ以上の放射線
被ばくを受けるおそれがあると判断されたときと定められている。
また、周辺の住民がｌ０ｍＳｖ以上の放射線被ばくを受けるような場合には、必要に応じ住民の屋内退避、避難の処置がとられる。
（２）国全体の緊急事態のための準備・対応体制

原子炉設置者より緊急事態の連絡を受けた国は直ちに、安全規制担当省庁の長を本部長とし、予め定められた関係行政機関の職員を本部員とする事故対策本部等を設置し、関係各機関と緊密な連絡をとりながら緊急モニタリング要員及び機器の動員、事故の進展予測、専門家及び放射線医学総合研究所緊急被ばく医療チームの現地派避、緊急輸送
等の防災活動を行う。

地方公共団体においては、災害対策基本法に基づき、都道府県地域防災計画又は市町

村地域防災計画を作成し、この地域防災計画に基づき、周辺住民の屋内退避指示や避難誘導等直接的な災害対策を行う。

原子力安全委員会は緊急技術助言組織を設置して、緊急技術助言対応システム（ＣＯＳＴＡ）も活用し、専門的、技術的側面から災害応急対策を検討し、国に対して技術的な助言を行うとともに、必要に応じて構成員を現地に派遣する。

国はこの技術的助言を得て災害対策を行うとともに、災害対策を実施する地方公共団
体等に対し、的確な指示、指導又は助言を行う。
これらの活動の実施のため、国及び地方公共団体は、防災基本計画等に基づき、平常時から関係各機関間の緊急情報伝達網や緊急時対策用資機材の整備をしている。また、国においては、緊急時迅速放射能影響予測システム（ＳＰＥＥＤＩ）や原子力施設の状態を把握・予測する緊急時対策支援システムにＲＳＳ）を整備している。

公共機関は、その業務の公共性に鑑み、防災対策が円滑に行われるよう関係各機関に1１４－

協力する。例えば、日本電信電話株式会社は、緊急事態における国及び地方公共団体等関係各機関の重要通信の確保を優先的に行う。

原子炉設置者は、対策本部を設置して応急対策を行い、その状況を国及び地方公共団体へ連絡する。

災害対策の体制を図１６－３に示す。
（３）原子力施設の内外の緊急時計画①原子力施設内の緊急時計画

原子力施設内では、原子炉設置者は、防災基本計画に基づいて関係機関との連絡を図りつつ、災害対策を行うこととなっている。このため、原子炉設置者は防災業務計画に基づき平常時から防災態勢を整え、職員に対する防災教育の実施、防災関係資料、機器、施設の整備等を行っている。また、防災訓練、機器の取り扱い訓練、点検整備等も実施している。万一の事故が発生した場合、原子炉設置者においても緊急時対策本部を設置して、事故の拡大防止対策や復旧対策を行うとともに、これらの状況を国、地方公共団体に迅速に連絡する。また、原子力施設内では、消火・延焼防止活動、被ばく者の救出・避難誘導活動等を実施するとともに、放射線の影響範囲を確定し、作業員等の安全確保のための立ち入り制限や汚染区域の指示及び汚染除去等の活動が迅速に実施される。同時に、原子炉設置者、国、地方公共団体等の関係機関の防災活動が円滑かつ有効に行われるよう、原子炉施設の状況を国や地方公共団体などの関係機
関等へ迅速に連絡し、説明等を行う。

②原子力施設外の緊急時計画

防災基本計画において、国、地方公共団体それぞれが原子力施設外で行うべき災害対策の内容と役割分担が定められている。具体的には、緊急時環境モニタリングについては、国の支援を得て地方公共団体が実施し、住民の屋内退避指示、避難誘導については、国の指導・助言に基づき、地方公共団体が実施することなどが定められている。

また、地方公共団体はそれぞれ、災害対策基本法に基づいて作成している地域防災

計画に、緊急時の態勢や防災活動の分担、具体的な実施方法を定めている。
地方公共団体は、万一原子力施設で周辺地域に影響を及ぼし得る事故が起こったという通報を受けると、道府県知事は災害対策本部を設置する。災害対策本部は、知事を本部長に各部局長や課長等で迅速に組織され、緊急時態勢を構築する。
原子炉設置者は、原子力施設外における緊急時モニタリング活動に対しても国、地方公共団体の要請に応じて協力する。

災害対策本部においては、国の専門家の指導・助言を得て、モニタリング結果など
115

に基づき、必要な対策を実施するとともに、災害の状況等を適切に地域住民に知らせる。

緊急時における活動は、大きく分けると５項目になる。
ａ・周辺住民に対する広報及び指示等の伝達
ｂ・緊急時環境放射線モニタリングの実施

ｃ・住民の屋内待避、避難の指示、実施。、飲食物の摂取制限
ｅ・緊急時医療措置（４）原子力施設での緊急事態のための準備に関して公衆に知らせる措置
国、地方公共団体は、原子力災害に関する特殊性等防災知識に加えて、緊急時にとるべき行動、避難方法、避難場所での行動等について、日頃から国民、周辺住民にパンフ
レットや防災訓練を通じて周知徹底に努めている。

１６．３訓練及び演習

原子力防災訓練の実施に当たっては、防災業務関係者が原子力防災対策に習熟すること
及び関係機関の防災態勢が計画どおり機能するかどうか、また問題点は無いかなど、防災態勢をチェックすることが重要である。地方公共団体、国の関係機関、公共機関、原子炉設置者が協力して、通信連絡、モニタリング、防護対策の決定、屋内退避・避難等の防護対策の実施等の訓練を行っている。また、近年、初号機が運転を開始した原子力施設に対する最初の防災訓練は、出力運転開始前に実施している。

１６．４国際的な枠組み及び近隣諸国との関係

我が国は、原子力事故の早期通報に関する条約及び原子力事故又は放射線緊急事態の場

合における援助に関する条約の締約国である。原子力施設の原子力事故の際の近隣諸国等への通報にかかる国内実施体制を以下のとおり整備している。

①原子力施設については、連絡上の当局として外務省並びに権限のある当局として外務省、科学技術庁及び通商産業省を選定している。

②原子力施設に事故が発生した場合、基本的に原子炉等規制法又は電気事業法を所管する
科学技術庁又は通商産業省に事故報告が入ることになっており、これら省庁により事故の事実の有無を確認する。

1１６－

③事故発生の事実確認が行われ、外国において我が国の事故の影響によるものと思われる
放射性物質の放出が予想される場合はＩＡＥＡ及び影響を受ける（おそれのある）国に通報を行う。

更に、中華人民共和国との間では、実用発電用原子炉の安全水準を向上することを目的とした個別の取決め（二国間の原子力平和利用協定に基づくもの。）に従い、規制機関の指導等による原子力施設の運転停止等についても速やかに通報するものとしている。また、大韓民国との間では、政府間の協議により原子力安全のための早期連絡網の設置、運営に関する協力を行うこととしている。

また、外国において原子力施設に事故が発生し、我が国に援助の要請があった場合、我が国としては原子力事故又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約に基づいて、
例えば、緊急時モニタリング、緊急医療等に係る専門家の派遣及び放射線測定機器、放射線防護用資材等質機材の提供を通じ可能な範囲で支援する用意がある。

１６．５原子力損害の賠償

我が国では、原子力施設の運転等により原子力損害を与えた場合、原子力損害の賠償に関する法律に基づき、その賠償貴任は原子炉設置者が負うこととなっている。

原子炉設置者は、原子力施設の運転に当たっては、万一原子力損害の賠償責任が発生した場合の責務に当たるため、保険者との間に原子力損害賠償保険契約を結び被害者への支払いに充当する他、これによって埋めることができない場合に備え、国との間に原子力損
害賠償補償契約を結んでいる。

また、国は原子炉設置者が原子力損害の賠償の責任が発生した場合で、準備した処置だ

けによって被害者への損害賠償に充当するのに不足する場合、必要に応じ、国が原子炉設置者に対し援助を行うものとする。

117

’、

図１６－１原子力発電所等周辺の防災対策に係る法律、規則等

災害対策基本法

中央防災会議淳時的

防災基本計画（防災体制等を規定）
・事故情報の連絡体制
・活動体制の確立
・事故対策本部等の設置

・屋内退避、避難収容等の防護活動
等関係各機関の防災計画（国の行政機関、地方公共団体、公共機関）
・防災基本計画に基づき、その所掌事務として行う災害対策の実施内容・体制を規定

原子力安全委員会

原子力発電所等周辺の防災対策について（防災指針）ハ（技術的・専門的事項を規定）
・防災対策を重点的に講ずべき地域の範囲を明確化・緊急時環境モニタリングの実施方法
・屋内退避・避難を行うべき線員当量レベルを規定～～・緊急時医療のあり方:へ・専門家の派遣：，等

防災基本計画第１編総則

自然災害対策編

事故災害対策編

第２編震災対策編｜

第６編海上災害対策編

濡一r颪天罰霊調

第７編航空災害対策編

第４編火山災害対策編

第８編鉄道災害対策編～｢棗濤］

地域防災計画において重点を置くべ第９編道路災害対策編

き事項

その他
第１４編その他の災害に共通する対策編

第１５編防災業務計画及び牌』。

１０編原子力災害対策編○災害のレベルに応じた３つの災害対策本部（事故、非常、緊急）の設楢 と活動体制整備○国・自治体、事業者問の情報収集・連絡体制の整備○事故影響・放射能影響の予測システムの整備○退避・避難誘導体制の整備○その他（救助・医療活動体制の整備、緊急輸送体制の整備）

第１１編危険物等災害対策編’
第１２編大規模な火事災害対策編

斎I~弓~i肩~雨ﾌﾓﾌ蔚棗霜］
図１６－２防災基本計画の構成

図１６－３原子力災害対策体制図〕⑭。

参考１６－１－防災基本計画の概要

第１０編原子力災害対策編（概要）（１）専門的・技術的事項については原子力安全委員会の防災指針を十分尊重。
（２）災害予防①情報の収集・連絡体制の整備

・国、地方公共団体及び原子炉設置者等は、原子力事故に万全を期すため、夜間、休日を含めた情報の収集・連絡体制を整備・充実。
ｐ国、地方公共団体は、専用回線網を維持、整備。
②災害応急体制の整備

・国、地方公共団体及び原子炉設置者等は、職員の非常参集体制を整備。

・原子力安全委員会は緊急技術助言組織を設置し、非常参集体制を整備。
・国は、緊急時迅速放射能影響予測システム（ＳＰＥＥＤＩ）のネットワークを整備。
・国は、緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）を整備。

・国、公共機関及び原子炉設置者は、緊急時モニタリング体制を整備。
・国は、原子力施設、放射線防護等に関する専門家の派遣体制を整備。
・地方公共団体は、避難誘導に係る計画を作成し、避難場所・避難方法について、住民へ周知。

・国は、緊急時の現地における緊急医療活動のための緊急医療派遣体制を整備。
・放射線医学総合研究所は緊急被ばく医療に関する協力のためのネットワークを構築。

③防災業務従事者の資質向上、住民に対する防災知識の普及
・国、地方公共団体及び原子炉設置者等は実践的な訓練を実施。
・国、地方公共団体は防災業務従事者の研修を充実・強化。

・国、地方公共団体は、住民に対し、防災知識を普及、啓蒙。
④防災等に関する研究の推進
・国は原子力災害及び防災に関する研究を推進・振興。

（３）災害応急対策①事故情報の連絡

・原子力施設において事故が発生し、その影響が周辺地域に及び、又は及ぶおそれのある場合、原子力施設から、地元地方公共団体、安全規制担当省庁等に直接連絡。
安全規制担当省庁は緊急時に該当するか否かを判断し、官邸、関係省庁、地方公共団体等に連絡。

②被害情報、応急対策活動情報の連絡
1２１

・原子炉設置者は、放射性物質の放出状況等の情報、応急対策活動情報を国、地方公共団体に連絡。
・地方公共団体は、環境放射線モニタリング結果、応急対策活動情報を国に連絡。
・国は、ＳＰＥＥＤＩネットワークシステムによる放射性物質の影響に関する情報、
応急対策活動情報を、地方公共団体等に連絡。

・国は、緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）により原子力施設の状態等を予測。

③活動体制の確立
・各機関において非常参集し、災害対策本部の設置等必要な体制を構築。
・国は、自衛隊の輸送支援の下、専門家等を派遣。

④事故対策本部等の設置、』・事故の影響が周辺地域に及ぶおそれがある段階から事故対策本部（本部長：安全規制担当省庁の長）を設置し、更に必要な場合、現地事故対策本部を設置。事故対策
本部は、被害の規模等により、非常災害対策本部（本部長：安全規制担当省庁の長)に移行。

・原子力安全委員会委員長は、緊急助言組織を招集。
⑤災害応急活動・自衛隊は、部隊の災害派遣を実施。

・地方公共団体は、国の指導・助言に基づき、避難誘導、汚染食料品の出荷制限、飲食物の摂取制限、安定ヨウ素剤服用指示等の防護活動を実施。
・地方公共団体、自衛隊等は、救助・救急活動を実施。警察庁、消防庁は、必要に応じ、それぞれ広域緊急救助隊、緊急消防救助隊の派遣等の広域応援のための措置を実施。

・地方公共団体は、放射線医学総合研究所の医療チームと協力し、医療活動を実施。
・国、地方公共団体、原子炉設置者等は、周辺住民に対し、情報を適切に提供。
（４）災害復旧・国は、汚染物の除去、避難措置の解除等に関し、助言を実施。地方公共団体は、国の判断を踏まえ、制限措置を解除。
(１９９７年６月３日・中央防災会議修正）122参考１６－２防災指針の概要
1．防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲

防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲は、原子力施設を中心として半径８～１０ｋｍの距離がめやす

2．緊急時環境放射線モニタリング

緊急時の環境放射線モニタリングは、次の２段階に分類される。
①第１段階モニタリング

放射性物質の環境への異常な放出又はそのおそれが発生した直後速やかに実施し、この情報に基づいて防護対策に関する判断がなされる。主要対象核種は放射性ヨウ素であり、測定は原子力施設に近接した地域を主体として行われる。
②第２段階モニタリング

第１段階モニタリングより広い地域につき、周辺環境に対する全般的影響を評価し、確認するために行われ、主な対象は積算線量及び環境中に放出された放射性物質の状況である。

３．災害応急対策の実施のための指針（１）防護対策の準備のためのめやす

地方公共団体が独自に災害応急対策の準備を開始するめやすは、施設周辺の空間放射

線愈率がｌ０ＩＬＧｙ／ｈ以上なった場合、又は予測線量当量（最悪の場合人が被ばくす
るおそれがあると考えられる線量）が５ｍＳｖ以上になった場合。
（２）防護対策のための指標①屋内退避及び避難に関する指標
屋内退避及び避難に関する指標として、以下の数値を提案する。
予測線量当量(単位:mSv）

防護対策の内容甲状腺
外部全身甲状外部全身･乳幼児、児童、妊婦は、自宅等の屋内へ退避すること。

100

1０

～500

～5０

その際窓等を閉め気密性に配慮すること。
･乳幼児、児童、妊婦は、指示に従いコンクリート建屋の屋内に退避するか、又は、避難すること。

500

5０
～100

～1,000･成人は、自宅等の屋内へ退避すること。その際窓等を閉め気密性に配慮すること。

･乳幼児、児童、妊婦、成人とも、指示に従いコンクリー

1,000

100

以上

以上

ﾄ建屋の屋内に退避するか、又は、避難すること。

123

(注）１．予測線量当量は、災害対策本部において算定し、これに基づく周辺住民の防護対策措置についての指示と併せて防災業務関係者から周辺住民に連絡される。
２．予測線量当量は、放出期間中、屋外に居続け、何らの措置も講じなければ受けると予測される線量当量である。
３．外部全身線量当量及び放射性ヨウ素の吸入による甲状腺線鼠当量が同一レベルにないときは、いずれか高いレベルの線量当量に応じた防護対策をとるものとする。

②飲食物の摂取制限に関する指標
飲食物摂取制限に関する指標として以下を提案する。
対象
飲料水

葉菜
牛乳

１－１３１放射能濃度
１×１０Ｚ

Ｂｑ／I以上６×１０

３

Ｂｑ／ｋ９以上

２×１０

Ｚ

Ｂｑ／1以上４．緊急医療施設周辺の住民の傷病を次の３群に分類して、それぞれの措置をとるものとする。
①第１群
放射線被ばく、又は放射能汚染とは直接の関係はなく、緊急時の混乱等によって生じる一般的傷病、身体的異常、疾病の悪化等。
②第２群

急性障害は生じない程度の放射線被ばく、又は体表面及び体内の軽度の放射能汚染。
この場合一般的な傷病等との複合がありうる。
③第３群

臨床観察若しくは医療を要する程度の被ばく、又は放射能汚染。この場合一般的傷
病等との複合がありうる。
(１９８０年６月３０日原子力安全委員会決定）1２４－

Ｄ・施設の安全125第１７条立地

１７．１原子力施設の立地の基本的考え方
我が国においては、原子力施設の立地の適否を判断するために、①自然現象・人為事象の原子力施設への安全影響評価（外部起因事象）②万一の事故を想定した原子力施設の周辺環境への安全影響評価（内部起因事象）③原子力施設が立地されることによる周辺環境への安全性以外の影響評価（環境影響評価）が必要と考えられ、これらについて必要な法令等を整備している。

１７．２原子力施設の立地に関わる主要な評価体系
原子力施設の立地については、原子炉等規制法により、原子力施設の位置、構造及び設
備が災害防止上支障のないものであることがその設置許可（変更の許可を含む。以下本条において同じ。）の基準となっており、同法に基づく設置許可の安全審査の際に、原子炉
立地審査指針等により、その立地の適否を審査している。
この中で、原子力施設の立地条件としては、大きな事故の誘因となるような事象が過去においてなかったことはもちろんであるが将来においても考えられないこと、災害を拡大するような事象が少ないこと、原子力施設はその安全防護施設等との関連において、十分に公衆から離れていることなどが必要であることとしている。

これらの立地条件の中で、自然現象・人為事象などの外部起因事象の安全評価について
は、上記指針に基づいて、原子力施設の異常を誘発する可能性の少ない地点を選ぶとともに、基本的にはその地点での特有な外部事象を十分考慮し、設計で対応することとしている。また、安全設計審査指針の中で、安全上重要な構築物は、地震や地震以外の自然現象に対してそれらの影響に耐える設計であること、また、人為事象に対しこれを防護するための適切な措置を講じた設計であることが要求されている。なお、自然現象に対しては、事故（内部起因）との因果関係や時間的変化を考慮して、それぞれの荷重を適切に組み合わせることが要求されている。

また、原子力施設の事故等内部起因事象による周辺への安全の評価については、万一の事故を仮定した場合に、公衆の受ける線量の評価値が判断のめやすを下回るように、周囲の非居住区域及び低人口地帯の距離の範囲並びに人口密集地帯からの十分な距離を確保す

1２６－

べきことが安全防護施設との関連において求められている。なお、安全評価審査指針で、立地上評価すべき原子力施設の事故、その解析に当たって参考とすべき具体的条件等を定めている。

原子力施設が立地されることによる周辺環境への影響評価については、１９９７年６月に公布された環境影響評価法（放射線による影響は、原子炉等規制法により評価するため、

環境影響評価法からは除かれている。）に基づき、原子力施設設置の計画段階において、原子炉設置者自らがその環境影響を調査・予測・評価することを通じ、環境保全対策を検討するなど、その事業を環境保全上より望ましいものとしていくことが求められている。
この環境影響評価法の施行までは、従来どおり通商産業省の省議決定である「発電所の立地に関する環境影響調査及び環境審査の強化について」に定められた規則に基づき、一定出力以上の火力・水力・地熱発電所及びすべての実用発電用原子炉を設置する者は、環境影響調査を実施し、同調査書を通商産業省に提出し、通商産業省は、同調査書を基に対象原子力施設の特性に応じ、環境への影響について審査を行うこととしている。

１７．３外部起因事象に対する評価●

軽水炉の安全設計審査指針では、設計上考慮すぺき事象として地震と地震以外の自然現

象及び人為事象を定め、さらに、地震については、同指針の下の発電用原子炉施設に関す
る耐震設計審査指針（以下「耐震設計審査指針」という。）等により規定している。
（１）地震①耐震設計の基本方針

原子力施設は、その耐震重要度によって分類し、それぞれの重要度に応じた方法で耐震設計を行うことが要求されている。

耐震安全上重要な施設（Ａクラス）については、敷地周辺に想定される地震による地震動に基づく動的地震力と、我が国の建築基準法に定める設計用震度の３倍を静的地震力として、それらのいずれか大きい地震力を用いて弾性範囲で設計することが要求されている。廃棄物処理系のような比較的重要度が低い施設（Ｂクラス）について

は建築基準法に定める設計用震度の１．５倍を静的地震力とし、その他の施設（Ｃクラス）については一般の構造物と同様の静的地震力によって、弾性範囲で設計することが要求されている。

Ａクラスの施設に対しては、ａ）過去の被害地震が繰り返して起こること、ｂ）活動度が高く、かつ、最近の地質時代まで活動した証拠のある活断層は、近い将来再び127

活動する可能性が高いと考えられることから、基本的に、この両者を考慮して耐震設計に用いる設計用の最強地震を想定する。

また、発生する可能性が小さいとはいえ、地震学的には、この最強地震を超える地震が発生する可能性は否定できない。そのため、活動度のより低い活断層、周辺の地

震地体構造から想定される上限の地震及び直下地震から最大の影響を及ぼすものを、設計用の限界地震として想定する。Ａクラスの施設のうち、原子炉圧力容器等の耐震
安全上最も重要な施設（Ａｓクラス）を限定し、これらの施設は最強地震による弾性範囲の設計に加えて、限界地震に対してもその安全機能を損なうことの無いよう弾塑
性範囲で設計されている（表１７－１参照）。
表１７－１耐震重要度分類
クラス

機器・配管系

建物・構造物

原子炉圧力容器

Ａｓ

原子炉格納容器
制御棒

残留熱除去系等
Ａ

非常用炉心冷却系等

原子炉建屋

制御建屋等
Ｂ

Ｃ

タービン建屋

タービン

廃棄物処理建屋等

廃棄物処理設備等

事務建屋等

一般機器・配管系等

なお、安全上重要な施設を収納する建物と構築物を設置する地盤は、限界地震に対しても破壊や過大な変形を生じないことの確認が要求される。

また、地質、地盤が地震動に与える影響が大きいことを考慮して、原子力施設が立地される地点固有の条件として、地質、地盤を調査し、その結果を設計用地震動の想定に反映することが必要である。具体的には、文献調査や地形調査にとどまらず、音波探査やボーリング調査等の地質調査を行い、上記の考え方に基づく地震学的、地質学的検討を加えることにより行われている。

これらの基本方針に基づく耐震安全性確保の妥当性については、原子力施設の設置
許可時の安全審査において確認される。

1２８－

ノ

②耐震詳細設計

上記の基本方針を踏まえた具体的な耐震詳細設計については、原子炉設置者から電気事業法に基づく工事計画認可申請書が提出された際に確認される。

この工事計画認可申請書には、設計用地震力を算定する方法、手順及び解析内容を示す耐震計算書その他の詳細な設計図書が添付されており、これらに基づいて耐震安
全確保上支障が無いことの確認がなされた後、工事計画が認可される。

なお、工事計画に関する審査に当たっては、地震応答解析や耐力評価等耐震解析の方法・解析条件の妥当性について、特に関連の確証試験、実証試験等による実証的根拠を重視して確認を行っている。

さらに、電気事業法に基づく使用前検査によって、技術基準及び認可された工事計画に従って工事がなされているかどうかについて、地盤の健全性、建物・構築物の構造、機器配管系の耐震支持構造及びこれらの振動特性（固有周期、減衰特性等）等の検査を行い、原子力施設の最終的な耐震安全性を確認している。
（２）地震以外の自然現象

安全機能を有する構築物、系統及び機器は、地震以外の想定される自然現象（洪水、津波、風、凍結、積雪、地滑り等）によって原子力施設の安全性が損なわれない設計であることが要求されている。例えば、津波については、地震・津波に関するカタログ又はリスト、検潮記録等の調査が行われ、更に必要な場合には、地域の活断層や過去の地

震から津波波源を想定し、津波シミュレーションによって敷地での最大津波高さの検討を行う。これらの調査・検討に基づいて、最も厳しい条件を考慮しても、津波が原子力施設の安全性に影響を及ぼさないことの確認がなされる。

また、重要度の特に高い安全機能を有する構築物、系統及び機器は、予想される自然現象のうち最も過酷と考えられる条件、又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場
合を考慮した設計であることと定めている。
（３）外部人為事象

安全機能を有する構築物、系統及び機器は、想定される外部人為事象（飛行機落下、ダムの崩壊、爆発等）によって、原子力施設の安全性を損なうことのない設計であることが要求されている。特に、飛行機落下に関しては、原子力施設が民間の定期航空路内にある場合は、飛行機の原子力施設への落下確率を評価し、その値が十分に小さいことを確認することが求められている。仮に評価の結果、落下確率が十分に小さい場合以外
においては、原子力施設の設計において、航空機落下に対しても、その安全性を損なうことのない設計であることが、確認される。また、航空機などについては原子力施設上
1２９－

･空の飛行が原則制限されている。

１７．４内部起因事象に対する評価

内部起因事象に対する評価は、原子炉立地審査指針及び安全評価審査指針により、以下のように定められている。

（１）原子炉立地審査指針では、万一の事故時においても、公衆の安全を確保するため、原子力施設は、その安全防護施設との関連において周辺公衆から十分離れた距離にあることを原則的な立地条件として定めており、この要求を満足する条件として、以下が定められている。

①原子炉の周囲のある距離の範囲内は非居住区域であり、非居住区域の外側においては、
重大事故の発生を想定しても周辺の公衆に放射線障害を与えないこと。
なお、重大事故とは、敷地周辺の事象、原子炉の特性、安全防護施設等を考慮し、技術的見地からみて、最悪の場合には起こるかも知れないと考えられる事故を指し、安全評価審査指針に規定されている。非居住区域の範囲を設定する距離のめやすとして、個人に対する線量を用いており、その判断基準を表１７－２に示す。
②非居住区域の外側のある距離の範囲内は低人口地帯であり、同地帯においては、仮想事故の発生を想定しても周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと。
なお、仮想事故とは、重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故であり、安全評価審査指針に規定されている。例えば、重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちいくつかが作動しないと仮想し、それに相当する放射性物質の拡散を仮想している。低人口地帯の範囲を設定する距離のめやすとして、非居住区域と同様に個人に対する線量を用いており、その判断基準を表
１７－２に示す。

③原子炉の敷地は、人口密集地帯からある距離だけ離れていること。
人口密集地帯からある距離だけ離れた距離とは、仮想事故の発生を想定しても、全身線量の積算値が、集団線量の見地から十分受け入れられる程度の小さくなるような距離を指す。この距離を設定するめやすとして、集団線量を用いており、その判断基
準を表１７－２に示す。

なお、上記の線量評価に際しては、発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針により、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めている。

1３０－

また、表１７－２の個人のめやす線量は、放射線による非確率的影響発生防止の観点から、原子炉からの隔離の尺度として定めたものである。

表１７－２離隔の判断のめやす｢重大事故」の判断基準（１）原子炉の周囲は、原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること

・全身に対する線量０．２５Ｓｖ

・甲状腺（小児）に対する線量１．５Ｓｖ｢仮想事故」の判断基準（１）原子炉からある距離の範囲内であって、非居住区域の外側の地
帯は、低人口地帯であること
・全身に対する線趣ｑ２５Ｓｖ

・甲状腺（成人）に対する線量３Ｓｖ（２）原子炉敷地は、人口密集地帯からある距離だけ離れていること
・全身線量の積算値例えば２万人Sｖ（２）安全評価審査指針においては、重大事故及び仮想事故の評価を行う際に参考とすべき具体的な条件及び判断基準の適用方法について規定している。
重大事故及び仮想事故は、ともに放射性物質の外部放出の可能性のある事故として、原子炉格納容器の内部放出と外部放出の２種類を考え、それぞれについて周辺公衆との離隔を評価し、離隔の大きい結果を示す事象を該当事象として選定している。
具体的には、重大事故の想定として、内部放出についてはＰＷＲ、ＢＷＲともに原子炉冷却材喪失事故を考え、外部放出についてはＰＷＲでは蒸気発生器伝熱管破損事故、ＢＷＲでは主蒸気管破断事故を考えることとしている。

重大事故の場合、放射性物質の放出量としては、これまでの安全評価の経緯からみて原子炉格納容器内部放出による場合が圧倒的に大きく、表１７－３に示すように、希ガ

ス２％、よう素１％・その他０．０２％が採用された評価となっている。

また、仮想事故においては、具体的な事故想定は無いが、表１７－３に示すように、格納容器内に希ガス１００％、よう素５０％、その他１％の放出を仮定した線量評価を行っている。

1３１

表１７－３原子炉冷却材喪失事故における放射性物質放出量想定
重大事故

仮想事故

希ガス（炉心内蓄積量の）

２％

１００％

よう素（〃）

１％

５０％

その他（〃）

０．０２％

１％

なお、もんじゆやふげんに関しても安全評価審査基準を参考とするが、それぞれの炉における特徴的な面を考慮し、評価を行うこととしており、特にプルトニウムを燃料とする原子力施設の立地については、「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」により、その適否を審査している。

１７．５環境影響評価
原子力施設の立地に伴う環境影響評価については、１９９７年６月に公布された環境影

響評価法に基づき、原子力施設の立地前に原子炉設置者自らがその環境影響を調査・予測・評価することを通じ、環境保全対策を検討するなど、その事業を環境保全上より望ましいものとしていくことが求められる．ただし、環境影響評価法では、放射性物質による大気、水質及び土壌の汚染については適用されない。

また、環境影響評価法の施行までに、実用発電用原子炉施設に関して、通商産業省の省議決定に基づいて実施される電気事業者の環境影響評価書に記載する主要項目は以下のとおりである。

①原子力施設の計画概要（設置場所、出力、工事の内容・方法等）②環境の現況（大気汚染、水質汚濁、土壌汚染、騒音、振動、地盤沈下、悪臭の現況、海象、気象、動植物等の現況、人口・土地利用等社会環境の現況）③環境保全のために講じようとする対策④環境影響の予測及び評価⑤環境保全のための監視に関する計画⑥総合評価
１７．６立地関連要因の再評価

132

原子力施設が継続的に安全上許容され得るものであることを確保するために、立地選定に係るすべての関連要因については、原子力施設の増設等の設置許可変更申請時に再評価している6また、設計への影響が懸念される要因が発生した場合には、再評価することとしている。

一例として、１９９５年１月１７日に発生した兵庫県南部地震における対応を示す。この地震は、大規模であり、かつ、大都市の直下で発生したため、戦後最大級の被害をもたらしたものである。原子力安全委員会は、地震の規模の大きさ、被害の大きさにかんがみ、
原子力施設の耐震安全性の確保に万全を期すとの観点から、地震発生の２日後に「原子力施設耐震安全検討会」を設置し、同地震を踏まえ、原子力施設の安全審査に用いられる耐震設計に関する関連指針類の妥当性等について検討した。その結果、原子力施設の耐震設計に関する関連指針類は、今回の地震を踏まえても、その妥当性は損なわれるものではな
いとの評価であった。また、これを機に、設置変更許可申請を近年行っていないいくつかの原子力施設についても、,最新の知見に照らして、その耐震設計が妥当であることが再評価された。

１７．７安全上の影響に関する近隣諸国との協議

我が国は、隣国との離隔距離が大きく、また、我が国が安全審査の際に評価することとしている重大事故・仮想事故を想定しても、その影響は敷地境界においても許容値以内に収まるため、近隣諸国に影響を与えるようなことはあり得ない。そのため、原子力施設の立地に当たって近隣諸国との協議等を行うことは予定していない。

133

第１８条設計及び建設

本条では、我が国の原子力施設の主流である軽水炉の例を中心に示す。なお、我が国においては、今後、ガス冷却発電炉が新たに設計及び建設される予定は無い。
また、研究開発段階にある原子炉についても、実用発電用原子炉とほぼ同様に設計及び建設を行っているが、これらに対しては、一貫して原子炉等規制法に基づき科学技術庁が規制を行っている。

１８．１原子力施設の設計及び建設に関連した許認可プロセス

電源開発基本計画に組み入れられた原子力施設については、設計段階（設置許可）及び建設段階（工事計画認可、検査）の許認可プロセスに付される。これらの許認可プロセスの概要は第７条に関する報告に、原子力施設の設計段階における安全の確認と評価については第１４条に関する報告に、それぞれ記述する。
また、既設の原子力施設についての変更を申請する場合には、変更内容について設置許可変更申請がなされ、変更申請部分を対象に、新設プラントの許認可プロセスと同様の手続きを経ることとなる。

実用発電用原子炉施設の工事計画の審査、溶接検査及び使用前検査については、電気事業法に基づく発電用原子力設備に関する技術基準等が、また、第７条に関する報告でも記述したように、建設時の細部の材料、設計、施工及び検査の技術的な事項については、民間指針類が定められている。

１８．２設計及び建設における深層防護及び放射性物質の閉込めの具体化（１）深層防護の具体化①適切な品質水準及び工学的慣行に従って発電所を健全かつ保守的に設計することにより平常運転からの逸脱を防止すること、②異常の発生を早期に検出し、事故への進展を未然に防止すること、さらに、③前段で防止されないことを仮定して、その結果生じる事故の拡大を抑制し、その影響を緩和すること、

これらの原則を原子力施設の設計に具体化するために、安全設計審査指針は次のような1３４－

事項を定めている。すなわち、第１の防護の、異常発生の防止に対し、具体的には、安全余裕のある設計を行うこと、製作において厳重な品質管理を行うこと、施設または機器が設計どおりに製作されているかを検査すること、及び運転に入ってから、監視、点検保守により性能低下を防止すること等であり、安全設計審査指針１～１０（原子炉施設全般）
において要求されている事項である。また、原子炉施設を構成する構築物、系統及び機器それぞれについて、それぞれの安全機能上の重要度を設計上の考慮に入れることを求めており、次節の重要度分類審査指針が作成され、設計、製作における品質管理において重要度に応じた考慮を払うことを要求している。
第２の防護の、異常の波及拡大の防止に対し、具体的には、運転中に何らかの故障や誤操作が発生した場合にも、その異常状態を早期に検知しこれを修復し、あるいは事故への進展を未然に防止する対策を講じることであり、安全設計審査指針１５～１８（原子炉停止系）及び指針３４～４０（安全保護系）等において要求されている事項である。

第３の防護は、事故時の影響の緩和である。これは、具体的には、上記のような対策にもかかわらす事故が発生した場合にも、事故の拡大を防止し影響を軽減することにより、周辺住民の安全を確保する対策を講じることであり、安全審査指針２５（非常用炉心冷却系）、指針２８～３３（原子炉格納容器）等において要求されている事項である。

このような①異常の発生防止、②異常の検知と異常の進展の防止、及び③事故時の影響緩和といういわゆる深層防護の原則に基づき厳格な安全確保対策を十分に行うことによって原子力施設の安全性は十分確保されるものである。我が国の原子力施設はこれらの諸対策によってシビアアクシデントの発生の可能性を工学的には現実に起こるとは考えられないほど十分小さくしており、従って、原子力施設のリスクを十分低く保つと考えられる。
このような状況を踏まえ、アクシデントマネジメントの整備は、これらの防護レベルを超えた措置として、この低いリスクを一層低減するものとして位置づけられている。なお、

我が国で進められているアクシデントマネジメントの整備については、第１８条の４に関する報告に記述する。

（２）放射性物質の閉じ込め（又は、放射線防護壁としての三つの障壁）
原子力施設は放射性物質を一連の物理的障壁内に封じ込めるように設計、建設及び運転される。これらの物理的障壁には、燃料、被覆管、原子炉冷却系圧カバウンダリ及び原子炉格納容器がある。これらの物理的障壁に対する安全設計審査指針等における要求事項及び設計改良の成果について、以下に示す。

①燃料（被覆管を含む。）

燃料集合体については、①原子炉内における使用期間中に生じ得る種々の運転上の因子を考慮しても、その健全性を失うことがない設計であること、②運転時の異常な135

過渡変化時には、安全保護系が原子炉停止系等の作動を開始させ、燃料の許容設計限界を超えないような設計であること、③反応度投入事故に対しては、炉心冷却を損なわないような設計であり、具体的には燃料エンタルピの最大値が規定値を超えないこと、及び原子炉冷却材喪失に対しては非常用炉心冷却系が燃料の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被糎管等の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であることが求められている。

これらについては①に対して安全設計指針１１，１２，②に対して指針３４～４０（安全保護系）、③に対して指針１２，１４及び２５においてそれぞれ要求されており、また発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針及び軽水型動力
炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針により安全評価上の要求が規定されている。
②原子炉冷却材圧カバウンダリ

原子炉冷却材圧カバウンダリについては、通常運転時及び異常状態において、その健全性を確保できる設計であること、通常運転時、保修時、試験時、及び異常状態において、脆性的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であること、漏えいがあった場合その漏えいを速やかに確実に検出できる設計であること、原子炉の供用期間中に試験及び検査ができる設計であることが安全設計審査指針１９～２２で要求されており、また反応度投入事象に対して、原子炉冷却材圧カバウンダリにかかる圧力が規定値を超えない設計であることが安全設計審査指針１４で求められている。

③原子炉格納容器

原子炉格納容器については、設計用想定事象に起因する荷重及び適切な地震荷重に耐え、かつ、所定の漏えい率を超えることがない設計であること、定期的に漏えい率の測定ができる設計であること、そのバウンダリが通常運転時、保修時、試験時、及び異常状態において、脆性的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であること、及びそれを貫通する配管系が隔離弁を設けた設計であることが安全設計審査指針２８，２９で求められている。

なお、安全設計審査指針は、附属書３に記載している。

１８．３異常発生防止系及び異常影響緩和系（重要度分類指針）
異常発生防止系及び異常影響緩和系については我が国では、発電用軽水型原子炉施設の1３６－

安全機能の重要度分類に関する審査指針（以下「重要度分類審査指針」という。）で規定
してbくる｡すなわち安全審査で用いられている安全設計審査指針は、対象となる構築物、系統及び機器の安全上の重要度に応じ、適切に適用されなければならないため、これらの榊築物、系統及び機器が果たすべき安全機能と、その安全上の重要度分類を、この「重要度分類指針」で定めている。

（１）安全設計上の重要度分類の考え方

重要度分類指針においては、構築物、系統及び機器の安全機能の重要度は次の二種類に分類されている。

①その機能の喪失により、原子力施設を異常状態に陥れ、もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下、ＰＳという。）②原子力施設の異常状態において、この拡大を防止し、又はこれを速やかに収束
せしめ、もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し、又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。以下「ＭＳ」という。）。この
ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する構築物、系統及び機器を、その有する安全機能の重要度に応じ、３つのクラスに確立された設計、建設及び試験の技術並びに運転管理により、

安全機能確保の観点から、各クラス毎の基本的目標を達成できるものでなければならないことを規定している。

クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること。
クラス２：高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること。

クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し、かつ、維持すること。

各クラスに属する構築物、系統及び機器の定義並びにその安全機能を表１８－２に示す（２）異常発生防止系及び異常影響緩和系の設置状況

我が国の軽水炉に設置されている異常防止系と異常影響緩和系を整理する。

我が国に設置されているすべての軽水炉を、原子炉タイプと格納容器形式によりグループ分類した上で、原子力施設の各々において設置されている主要な異常発生防止系と異常影響緩和系を、ＢＷＲについては表１８－３に、ＰＷＲについては表１８－４に示す。これらの表は、それぞれの異常発生防止系と異常影響緩和系のうち、主要なシステ
ムとして、原子炉停止系、非常用炉心冷却系及び除熱系の系統構成とその区分、ディー
ゼル発電機台数、及び格納容器形状の範囲に限定してまとめたものである。

137

表１８－１安全設計審査指針に定められている個別指針（１／２）(原子炉施設全般）指針１．準拠規格及び基準
指針２．自然現象に対する設計上の考慮
指針３．外部人為事象に対する設計上の考慮
指針４．内部発生飛来物に対する設計上の考慮
指針５．火災に対する設計上の考慮
指針６．環境条件に対する設計上の考慮
指針７．共用に関する設計上の考慮
指針８．運転員操作に対する設計上の考慮

指針９．信頼性に関する設計上の考慮

指針１０．試験可能性に関する設計上の考慮(原子炉及び原子炉停止系）
指針１１ 炉心設計
指針１２．燃料設計
指針１３．原子炉の特性
指針１４６反応度制御系
指針１５．原子炉停止系の独立性及び試験可能性
指針１６．制御棒による原子炉の停止余裕
指針１７．原子炉停止系の停止能力
指針１８．原子炉停止系の事故時の能力(原子炉冷却系）指針１９．原子炉冷却材圧カバウンダリの健全性
指針２０．原子炉冷却材圧カバウンダリの破壊防止
指針２１．原子炉冷却材圧カバウンダリの漏えい検出
指針２２．原子炉冷却材圧カバウンダリの供用期間中の試験及び検査
指針２３．原子炉冷却材補給系
指針２４．残留熱を除去する系統
指針２５．非常用炉心冷却系
指針２６．最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統
指針２７．電源喪失に対する設計上の考慮(原子炉格納容器）
指針２８．原子炉格納容器の機能
指針２９．原子炉格納容器バウンダリの破壊防止
指針３０．原子炉格納容器の隔離機能
指針３１ 原子炉格納容器隔離弁
指針３２．原子炉格納容器熱除去系
指針３３．格納施設雰囲気を制御する系統

1３８－

表１８－１安全設計審査指針に定められている個別指針（２／２）(安全保護系）
指針３４．安全保護系の多重性
指針３５．安全保護系の独立性
指針３６．安全保護系の過渡時の機能
指針３７．安全保護系の事故時の機能
指針３８．安全保護系の故障時の機能指針３９．安全保護系と計測制御系との分離
指針４０．安全保護系の試験可能性(制御室及び緊急時施設）
指針４１．制御室
指針４２．制御室外からの原子炉停止機能指針４３．制御室の居住性に関する設計上の考慮
指針４４．原子力発電所緊急時対策所
指針４５．通信連絡設備に関する設計上の考慮
指針４６．避難通路に関する設計上の考慮(計測制御系及び電気系統）
指針４７．計測制御系
指針４８．電気系統(燃料取扱系）
指針４９．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
指針５０．燃料の臨界防止
指針５１．燃料取扱場所のモニタリング(放射性廃棄物処理施設）
指針５２．放射性気体廃棄物の処理施設
指針５３．放射性液体廃棄物の処理施設
指針５４．放射性固体廃棄物の処理施設
指針５５．固体廃棄物貯蔵施設(放射性管理）指針５６．周辺の放射線防護
指針５７．放射線業務従事者の放射線防護
指針５８．放射線業務従事者の放射線管理指針５９．放射線監視1３９－表１８－２安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能（１／２）
分類
クラス１

ＰＳ－１

ＭＳ－１

定義
その損傷又は故障により発生する事象によって、(a)炉心の著しい損傷、又は(b)燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある楢
築物、系統及び機器①異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し、残留熱を除去し、原子炉冷却材圧力パ
ウンダリの過圧を防止し、敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築
物、系統及び機器機能①原子炉冷却材圧パウンダリ
機能②過剰反応度の印加防止機能③炉心形状の維持機能①原子炉の緊急停止機能②未臨界維持機能③原子炉冷却材圧パウンダリの過圧防止鍵能④原子炉停止後の除熱機能⑤炉心冷却機能⑥放射性物質の閉じ込め機能、
放射線の遮へい及び放出低減
機能②安全上必須なその他の構築物、系統及び機器①エ学的安全施設及び原子炉停
止系への作動信号の発生機能②安全上特に重要な関連機能

クラス２

ＰＳ－２

①その損傷又は故障により発生する事象によって、炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こ
すおそれはないが、敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある樹築物、系統及び機器①原子炉冷却材を内蔵する機能(ただし、原子炉冷却材圧力バウンダリから除外されている計装等の小口径のもの及びパウンダリに直接接続されていないものは除く。）②原子炉冷却圧カパウンダリに直接接続されていないものであって、放射性物質を貯蔵す
る機能③燃料を安全に取り扱う機能②通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって、その故障により、炉心冷却が損なわれる可能性の高い構
築物、系統及び機器

1４０－①安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能表１８－２～安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能（２／２）
分類
ＭＳ－２

定義

機能．

①ＰＳ－２の構築物、系統及ぴ機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくす
るようにする樹築物、系統①燃料プール水の補給機能②異常状態への対応上特に重要な構築物、系統及び機器①事故時のプラント状態の把握機能②放射性物質放出の防止機能及び機器②異常状態の緩和機能③制御室外からの安全停止機能
クラス３

ＰＳ－３

①異常状態の起因事象となるものであって、ＰＳ－１及ぴＰＳ－２以外の構築物、系統及び機器①原子炉冷却材保持機能（ＰＳ－１、ＰＳ－２以外のもの）②原子炉冷却材の循環機能③放射性物質の貯蔵機能④電源供給機能(非常用を除く。）⑤プラント計測・制御機能（安全保護機能を除く。）⑥プラント運転補助機能

ＭＳ－３②原子炉冷却材中放射性物質
濃度を通常運転に支障のなぃ程度に低く抑える構築
物、系統及び機器①核分裂生成物の原子炉冷却材
中への放散防止機能①運転時の異常な過渡変化が①原子炉圧力の上昇の緩和機能あっても、ＭＳ－１、ＭＳ－２とあいまって、事象を緩和する構築物、系統及び機器②異常状態への対応上必要な
榊築物、系統及び機器

1４１②原子炉冷却材の浄化機能②出力上昇の抑制機能③原子炉冷却材の補給機能
緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能