資料12-1

審査経験・実績の反映による規制基準の継続的な改善【事業者意見・提案の収集、抽出結果について】2020年8月26日
原子力エネルギー協議会

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1

１．見直しの対象とする基準（1/4）
 1/15 第52回原子力規制委員会において、「審査経験・実績の反映による規制基準の継続的な改善に関する検討の進め方についてー実用発電用原子炉の規制基準等の見直しに係る取組計画の策定－」が提示された。
 この中で、見直しの対象とする基準の枠組みが下記のように示されている。

令和2年1月15日
原子力規制委員会配布資料（資料1 審査経験・実績の反映による規制基準の継続的な改善に関する検討の進め方について―実用発電用原子炉の規制基準等の見直しに係る取組計画の策定―）抜粋
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2

１．見直しの対象とする基準（2/4）
 ATENAにおいては、以下の方針に基づき、見直し対象とする基準を抽出した。
① 1/15原子力規制委員会において規制庁から提示された基準
 設置許可基準規則及びその解釈 技術基準規則及びその解釈② ①に関連する内規（審査基準、審査ガイド）
 ①から直接呼込みのない、品質保証、保安規定、運転期間延長、高経年化対策に係る規則、内規は抽出対象に含めない
 許認可処分の実績がない内規類（輸送・貯蔵兼用乾式キャスクによる使用済
燃料の貯蔵に関する審査ガイド）は抽出対象に含めない
 特定重大事故等対処施設に関する審査ガイド、航空機衝突影響評価に関する審査ガイドは、各事業者の特定重大事故等対処施設に係る非公開情報に関連することから、ATENAは意見・提案を集約せず、意見がある場合は事業者から直接意見提起する③ 許認可等の手続きに関する内規 発電用原子炉施設の設置（変更）許可申請に係る運用ガイド
 発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド

上記、①~③を踏まえ、ATENAが見直し対象に抽出した基準を、 ３ ～ ４に示す。
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3

１．見直しの対象とする基準（3/4）
Ａ．実用発電用原子炉の規制に関する原子力規制委員会規則1

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

2

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

Ｂ．実用発電用原子炉の審査基準に関する内規1

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈

2

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈

3

実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準4

実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準

5

実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈

6

原子力発電工作物に係る電気設備の技術基準の解釈

7

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）8

実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について

9

非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

１．見直しの対象とする基準（4/4）

4Ｃ．実用発電用原子炉の規制基準に関連する内規1

原子力発電所の火山影響評価ガイド

2

原子力発電所の竜巻影響評価ガイド

3

原子力発電所の外部火災影響評価ガイド

4

原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド

5

原子力発電所の内部火災影響評価ガイド

6

高エネルギーアーク損傷（HEAF）に係る電気盤の設計に関する審査ガイド

7

有毒ガス防護に係る影響評価ガイド

8

実用発電用原子炉に係る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に関する審査ガイド

9

実用発電用原子炉に係る使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド

10 実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド
11 実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
12 実用発電用原子炉に係る特定重大事故等対処施設に関する審査ガイド
13 実用発電用原子炉に係る航空機衝突影響評価に関する審査ガイド
14 敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査に係る審査ガイド
15 基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド
16 基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド
17 基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド
18 耐震設計に係る工認審査ガイド
19 耐津波設計に係る工認審査ガイド

Ｄ．許認可等の手続きに関するもの
1

発電用原子炉施設の設置（変更）許可申請に係る運用ガイド

2

発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド

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5２．事業者意見・提案の抽出要領と結果
 事業者意見・提案の抽出要領と結果は以下のとおり。
審査実績の
ある基準等

Ａ．審査実績を踏まえ、規制基準で明確にすることが望ましい
もの（別紙）

 基本、今回提示内容をご確認頂
き、不明点について適宜議論（審査資料の中で明確にしており、規制当局とも共通理解にあると考えているもの）

 今年度中に規制基準の見直しに反映頂くことを希望

Ｂ．審査において技術的な議論を尽くせなかったと受け止めており、あらためて技術的根拠を整理の上、議論を希望するもの（参考資料12-1）

 技術的根拠の説明が必要
 説明準備が整っているものから、順次詳細を議論させて頂きたい 継続的議論が必要な場合は中長期課題として整理する

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３．事業者意見・提案結果の扱いについて 今後、下記フローに従い、規制庁内（実用炉審査部門、地震・津波審査部門）にて検討された意見・提案が提示されると考えるので、これに係る意見交換をさせて頂きたい。
 B項目については、今回の取り組みに含めて頂くか、または別の機会を設けて議論させて頂きたい。

⇦ 今回抽出した意見・提案（A項目）⇦ 今後、本件に係る意見交換を希望する

令和2年1月15日
原子力規制委員会配布資料（資料1 審査経験・実績の反映による規制基準の継続的な改善に関する検討の進め方について―実用発電用原子炉の規制基準等の見直しに係る取組計画の策定―）抜粋
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7

4．今後の取り組みについて 今回、事業者からの意見・提案を集約して提示させて頂いたが、引き続き、以下のように継続的な改善の活動を続けていくこととしており、意見交換の機会を設けて頂きたい。
 今回抽出対象の基準等については、引き続き審査経験・実績が蓄積されていくので、今後とも継続的に意見・提案を集約して、提示させて頂きたい。
 今回抽出対象に含めなかった基準等についても、今回の取り組み結果も踏
まえて、今後、事業者からの意見・提案を集約することとしており、集約ができた時点で、意見交換の機会を設けて頂きたい。

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別紙

事業者意見・提案の抽出結果（A項目）
審査実績を踏まえ、規制基準で明確にすることが望ましいもの・実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則
・実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈
No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第16条
二 外部電源が利用できない場合においても温度、水位その他の発電 『以下「パラメータ」という。』とあるが、明確に定義されておらず、第二条 定義に「パラメータ」を記（燃料体等の取扱 用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を監視する 載して頂きたい。
施設及び貯蔵施 ことができるものとすること。
設)
なお、技術基準規則第七十三条（計装設備）に記載の「パラメータ」は、設置許可基準規則第十六条を呼び込んでいることから、併せて技術基準規則第二条へ定義を追加して頂きたい。
第3項第2号【設置許可基準規則 見直し案】（定義） 第二条 第ニ項
四十ニ 「パラメータ」とは、温度、水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項をいう。
（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） 第十六条 第三項
二 外部電源が利用できない場合においても温度、水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を監視することができるものとすること。
※解釈も同様に修正。
1【技術基準規則 見直し案】（定義） 第二条 第ニ項
五十六 「パラメータ」とは、設置許可基準規則第二条第二項第四十二号に規定するパラメータをいう。
（計装設備）第七十三条 第一項
発電用原子炉施設には、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）の故障により
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（設置許可基準規則第十六条第三項第二号に規定するパラメータをいう。）を計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を施設しなければならない。

1/26

No. 条－項－号 等

2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第37条
（原子炉格納容器の破損の防止）
ＢＷＲでは、事象発生当初に格納容器内の水素濃度及び酸素濃度がドライ条件で左記の基準を（重大事故等の拡 ２－４ 上記２－３(f)の「原子炉格納容器が破損する可能性のある水素 超えるが、水蒸気が大量に存在するため、ウェット条件では爆轟基準に到達していない。
大の防止等）の爆轟を防止すること」とは、以下の要件を満たすこと。
審査では、この条件において水素爆轟が発生しないことが認められており、基準の記載を見直し(a)原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol%以下又 て頂きたい。
解釈 2-4は酸素濃度が5vol%以下であること【審査実績の例】
柏崎刈羽原子力発電所の発電用原子炉の設置変更（６号及び７号原子炉施設の変更）について（原規規発第1712272号 平成29年12月27日）「添付書類十 7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に上記方針を記載。
【解釈 見直し案】(a) 原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol%以下又は酸素濃度がドライ条件に換算して5vol%以下であること。ただし、ウェット条件で水素濃度が13vol%以下又は酸素濃度が5vol%以下であり、格納容器スプレイ等により水蒸気が急速に凝縮した場合を想定しても水素爆轟に至らないことが示された場合はこの限りではない。

第37条（使用済燃料貯蔵槽内の燃料損傷の防止）（重大事故等の拡 ３－２ 第３項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷を防止
大の防止等）
するために必要な措置を講じたもの」とは、想定事故１及び想定
事故２に対して、以下の評価項目を満足することを確認したもの
解釈 3-2をいう。
解釈 4-2(a)燃料有効長頂部が冠水していること。
(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
(c)未臨界が維持されていること。

3

放射線の遮蔽が維持される水位やその基準について明確でなく、審査において、著しい損傷防止対策と関係ない事故発生時に現場にいた作業員の退避における放射線遮蔽の議論になったことがある。審査の適正化を図るために、例えば以下のように、明確に解釈に記載し頂きたい。
【審査実績の例】
柏崎刈羽原子力発電所の発電用原子炉の設置変更（６号及び７号原子炉施設の変更）について（原規規発第1712272号 平成29年12月27日）「添付書類十 7.4 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に上記方針を記載。

（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）
４－２ 第４項に規定する「運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を 【解釈 見直し案】
防止するために必要な措置を講じたもの」とは、想定する運転停止中事 （使用済燃料貯蔵槽内の燃料損傷の防止）
故シーケンスグループに対して、以下の評価項目を満足
３－２
することを確認したものをいう。
(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
(a)燃料有効長頂部が冠水していること。
（放射線の遮蔽が維持される水位とは、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷を防止するために必要(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
な措置に対して、放射線により作業等が阻害されないために必要となる水位をいう）(c)未臨界を確保すること（ただし、通常の運転操作における臨界、又は燃料の健全性に影響を与（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）
えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く。）。
４－２(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
（放射線の遮蔽が維持される水位とは、運転停止中原子炉内燃料体等の著しい損傷を防止するために必要な措置に対して、放射線により作業等が阻害されないために必要となる水位をいう）

2/26

No. 条－項－号 等

45

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第43条
【条文】
可搬型重大事故等対処設備については、設計基準対象施設に悪影響を及ぼさないようにすると（重大事故等対処 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
ともに、重大事故等対処設備の一部に影響が出る場合もあり得るが、複数個所に分散して配置す
設備）
五 工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。 ることで重大事故に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさない設計としている。
現状の解釈では、重大事故等対処設備に悪影響が出ないようにとの記述になっており、上記審査
解釈 3
【解釈】
経験を踏まえ、重大事故等対処設備の機能に影響を与えないとの表現にして頂きたい。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。
【解釈 見直し案】
３ 第１項第５号に規定する「他の設備に対して悪影響を及ぼさない」とは、設計基準対象施設に【参考】
悪影響を及ぼさないだけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備が重大事
設置許可基準規則（40条）
故等に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさないことも含む。
第四十条 重大事故等対処施設は、基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければな
らない。

第54条
発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能 審査において、現実的な条件として使用済燃料貯蔵槽内の制御棒の存在や燃焼に伴うウラン等（使用済燃料貯蔵 が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因によ の減損を考慮しており、これらの評価条件を解釈に明確化して頂きたい。
槽の冷却等のた り当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃 ＜審査実績＞
めの設備）
料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設 大飯3，4号の使用済燃料ピットの未臨界性評価では、燃料の燃焼度に応じた貯蔵領域を設定し備を設けなければならない。
燃料を管理することとしており、未臨界性評価においては各貯蔵領域に、当該領域に貯蔵できる
第1項
最大反応度の燃料が全ラックに貯蔵されるという保守性を有しつつ、燃焼燃料に対しては燃焼に
２ 発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏え よる反応度低下効果を考慮した条件で許可を得ている。
第2項
いその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下し また高浜1，2号の使用済燃料ピットの未臨界性評価では、制御棒の中性子吸収効果を考慮したた場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び 場合の評価を実施しており、使用済燃料ピットでの燃料管理においては大飯3，4号炉での管理条
臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
件に加え、制御棒等の有無を追加することで許可を得ている。
実際の燃料は、燃焼に伴いウランが減損する上に、使用済燃料ピット内には実際に中性子吸収効果がある制御棒が配置されているため、適切な保守性を踏まえて考慮することに技術的問題はない、また、いずれの許可も、保安規定において燃料配置を管理することを明記しており、評価の前提条件を、運用段階で遵守しているため、燃焼度や制御棒を評価において考慮しても問題はな
い。
【審査実績の例】
大飯発電所の発電用原子炉の設置変更（３号及び４号発電用原子炉施設の変更）について（原規規発第1705242号 平成29年5月24日）
本文五号「ニ．核燃料物質取扱設備及び貯蔵施設の構造及び設備 (2)核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力 (ⅱ)使用済燃料貯蔵設備」に上記方針を記載。
【解釈 見直し案】
５ 第1項及び第２項の臨界防止の評価にあたっては、使用済燃料貯蔵槽内の制御棒等を考慮してもよい。また、使用済燃料貯蔵槽内の燃料体は、燃焼に伴うウラン等の減損を考慮してもよい。

3/26

・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈
No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第35条
（４）JEAC4620の４．５及び解説－６の適用に当たっては、デジタル安全 省令62号の解釈の第22条「安全保護装置」において、左記下線部は「試験時を除き計測制御系か（安全保護装置） 保護系は、試験時を除き、計測制御系からの情報を受けないこと。試験 らの情報を受けないこと、又は計測制御系からの情報を受ける場合には、計測制御系の故障によ時に、計測制御系からの情報を受ける場合には、計測制御系の故障に り、デジタル安全保護系が影響を受けないよう措置を講じること。」と記載されていたが、現行の技
解釈 4 (4)より、デジタル安全保護系が影響を受けないよう措置を講ずること。
術基準規則になる際に記載が変更された。
（以下省略）。
実際の設計においては、例えばＡＴＷＳ対策設備およびソフトウエア共通要因故障対策の多様化
設備では、計測制御系から安全保護系に試験時だけではなく常に作動信号を接続することで所要の機能を実現しており、本解釈に沿った設計にはなっていない。
以上を踏まえ、左記下線部を、省令62号の解説の文章に戻し以下として頂きたい。
1【解釈 見直し案】「試験時を除き計測制御系からの情報を受けないこと。又は計測制御系からの情報を受ける場合には、計測制御系の故障により、デジタル安全保護系が影響を受けないよう措置を講じること。」

第35条（４）JEAC4620の４．５及び解説－６の適用に当たっては、（ 省略 ）。
（安全保護装置） デジタル安全保護系及び計測制御系の伝送ラインを共用する場合、通信をつかさどる制御装置は発信側システムの装置とすること。
解釈 4 (4)2そもそも、従来の省令62号の解釈第22条3項及び解説第22条6項で引用されている別記-7では、
左記下線部は計測制御系から安全保護系への影響波及の防止のための「仕様の例」であった。
しかし、実設計においても特に用いられる「仕様の例」ではなかったため、ＪＥＡＣ４６２０策定時には記載しなかったものである。
以上のことから、本解釈において要求事項の形での記載は不要と考えるため、左記下線部を削除
頂きたい。
なお、計測制御系から安全保護系への通信ラインを介しての影響波及防止の要求は、すでにＪＥ
ＡＣ４６２０に正しく記載されている。

4/26

No. 条－項－号 等

3

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第54条
【条文】
【実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈 第43（重大事故等対処 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
条 解釈3に係る意見と同じ内容】
設備）
五 工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
可搬型重大事故等対処設備については、設計基準対象施設に悪影響を及ぼさないようにすると
解釈 3
【解釈】
ともに、重大事故等対処設備の一部に影響が出る場合もあり得るが、複数個所に分散して配置す
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけで ることで重大事故に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさない設計としている。
なく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。
現状の解釈では、重大事故等対処設備に悪影響が出ないようにとの記述になっており、上記審査経験を踏まえ、重大事故等対処設備の機能に影響を与えないとの表現にして頂きたい。
【参考】
設置許可基準規則（40条）【審査実績の例】
第四十条 重大事故等対処施設は、基準津波に対して重大事故等に対 玄海原子力発電所第３号機の工事の計画の認可について（原規規発第1708253号 平成29年8月
処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければな 25日）
らない。
「11 原子炉冷却系統施設（ 蒸気タービンを除く。） の基本設計方針、適用基準及び適用規格 (1)
基本設計方針 5.1.3 悪影響防止等」に上記方針を記載。
【解釈 見直し案】
３ 第１項第５号に規定する「他の設備に対して悪影響を及ぼさない」とは、設計基準対象施設に悪影響を及ぼさないだけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備が重大事故等に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさないことも含む。

5/26

No. 条－項－号 等

4

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

第69条
発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能 【実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈 第54（使用済燃料貯蔵 が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因によ 条 第1項、第2項に係る意見と同じ内容】
槽の冷却等のた り当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料
めの設備）
貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」とい審査において、現実的な条件として使用済燃料貯蔵槽内の制御棒の存在や燃焼に伴うウラン等
う。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備 の減損を考慮しており、これらの評価条件を解釈に明確化して頂きたい。
第1項
を施設しなければならない。
＜審査実績＞
大飯3，4号の使用済燃料ピットの未臨界性評価では、燃料の燃焼度に応じた貯蔵領域を設定し第2項
２ 発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏え 燃料を管理することとしており、未臨界性評価においては各貯蔵領域に、当該領域に貯蔵できる
いその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下し 最大反応度の燃料が全ラックに貯蔵されるという保守性を有しつつ、燃焼燃料に対しては燃焼にた場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び よる反応度低下効果を考慮した条件で許可を得ている。
臨界を防止するために必要な設備を施設しなければならない。
また高浜1，2号の使用済燃料ピットの未臨界性評価では、制御棒の中性子吸収効果を考慮した場合の評価を実施しており、使用済燃料ピットでの燃料管理においては大飯3，4号炉での管理条件に加え、制御棒等の有無を追加することで許可を得ている。
実際の燃料は、燃焼に伴いウランが減損する上に、使用済燃料ピット内には実際に中性子吸収効果がある制御棒が配置されているため、適切な保守性を踏まえて考慮することに技術的問題はない、また、いずれの許可も、保安規定において燃料配置を管理することを明記しており、評価の前提条件を、運用段階で遵守しているため、燃焼度や制御棒を評価において考慮しても問題はな
い。
【審査実績の例】
大飯発電所第３号機の工事の計画の認可について（原規規発第1708254号 平成29年8月25日）「6 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格 (1)基本設計
方針 第2章 個別項目 1.燃料取扱設備」に上記方針を記載。
【解釈 見直し案】
５ 第1項及び第２項の臨界防止の評価にあたっては、使用済燃料貯蔵槽内の制御棒等を考慮してもよい。また、使用済燃料貯蔵槽内の燃料体は、燃焼に伴うウラン等の減損を考慮してもよい。

6/26

No. 条－項－号 等（計装設備）
第73条

5

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のも 【実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則 第16条第3項のを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視するこ 第2号に係る意見と同じ内容】とが必要なパラメータ（設置許可基準規則第十六条第三項第二号に規定するパラメータをいう。）を計測することが困難となった場合において 『（設置許可基準規則第十六条第三項第二号に規定するパラメータをいう。）』とあるが、明確に定当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を施設し 義されておらず、第二条 定義に「パラメータ」を記載して頂きたい。
なければならない。
なお、技術基準規則第七十三条（計装設備）に記載の「パラメータ」は、設置許可基準規則第十六条を呼び込んでいることから、併せて技術基準規則第二条へ定義を追加して頂きたい。
【技術基準規則第2条 見直し案】
五十五 「パラメータ」とは、設置許可基準規則第二条第二項第四十二号に規定するパラメータを
いう。

第73条
（計装設備）
解釈 1

6

第７３条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが 柏崎6、7号設置変更許可審査会合（H29.5.18 NRA議事録参照）にて、補助パラメータは判断基準
必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラ として用いる各条文の設備とすることが記載され、認められた。
メータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは、以下に掲 当該補助パラメーターの規則要求の重複を排除し、位置づけを明確化するために、補助パラメー
げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備 タが７３条の要求に該当しないとの除外規定を追記して頂きたい。
をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容 【解釈 見直し案】
器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原 第７３条に規定する（中略）なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラ子炉施設の状態を意味する。
メータ」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等を成功させる
ために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。（ただし、重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として監視するパラメータを除く）

7/26

・実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準
No. 条－項－号 等

2.2.1（2）13.（3）
2.1.1（4）

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

2.1 火災発生防止
消火設備の故障警報、蓄電池室の水素検知器の警報及び換気機能故障警報の発報先2.1.1 (4)は「中央制御室」となっているが、中央制御室以外でも常駐要員がおり、同等以上の保安
火災区域内で水素が漏えいしても、水素濃度が燃焼限界濃度以 水準をもつ場所であれば問題ないと審査で確認されていることから、中央制御室以外でも下となるように、水素を排気できる換気設備を設置すること。また、 人が常駐している場所が包含される記述として頂きたい。
水素が漏えいするおそれのある場所には、その漏えいを検出して中央制御室にその警報を発すること。
【審査基準 見直し案】
2.1 火災発生防止
2.2 火災の感知・消火
2.1.1 (4)2.2.1 (2) 消火設備 ①
火災区域内で水素が漏えいしても、水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように、水素をｆ．消火設備は、故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であるこ 排気できる換気設備を設置すること。また、水素が漏えいするおそれのある場所には、そと。
の漏えいを検出して中央制御室、又は同様な監視機能を有し監視人が常駐する場所（以下、中央制御室等）にその警報を発すること。
3.個別の火災区域又は火災区画における留意事項(3) 蓄電池室
2.2 火災の感知・消火③ 換気機能の喪失時には中央制御室に警報を発する設計であ 2.2.1 (2) 消火設備 ①ること。
ｆ．消火設備は、故障警報を中央制御室等に吹鳴する設計であること。
3.個別の火災区域又は火災区画における留意事項(3) 蓄電池室③ 換気機能の喪失時には中央制御室等に警報を発する設計であること。

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・実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈
No. 条－項－号 等

1

2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

１．機器及び構造 原子炉施設に属する機器及び構造物のうち維持規格に規定するクラス 技術基準規則の解釈第５５条１の「維持段階にも適用される」より、SAクラス１がクラス２設計であ
物一般の場合
１機器、クラス２機器、クラス３機器、クラスＭＣ容器（鋼製）、支持構造物 り維持段階にも適用され、維持規格クラス２の規定に準じて検査を行うとの運用がなされているこ及び炉内構造物（炉心シュラウド及びシュラウドサポート（以下「シュラウ とから、SA設備の供用期間中検査について、規制基準で明確化して頂きたい。
ド等」という。）並びに炉心そうを除く。）については、次に掲げる方法により確認する。
【解釈 見直し案】
原子炉施設に属する機器及び構造物のうち維持規格に規定するクラス１機器、クラス２機器、クラス３機器、クラスＭＣ容器（鋼製）、支持構造物及び炉内構造物（炉心シュラウド及びシュラウドサ
ポート（以下「シュラウド等」という。）並びに炉心そうを除く。）については、次に掲げる方法により確認する。
なお、重大事故等クラス１機器及び重大事故等クラス２機器はクラス２機器の規定に、重大事故等
クラス３機器はクラス３機器の規定に、それぞれ準じるものとする。

別紙１ 非破壊試 （注６－１）蒸気発生器（一次側）出入口管台の溶接継手において外面 外面からの超音波探傷を行う場合であっても、探傷不可範囲が存在しない場合は、１．の代替試
験の方法につい からの超音波探傷試験とする場合には、内表面から１．の代替試験を行 験を行う必要はない。
てい、有意な信号を検知した時は「蒸気発生器一次冷却材出入口管台溶 １．の記載内容から、探傷不可範囲に対して代替試験を行うこととなっているが、現状の記載で接部内表面におけるき裂等への対応について」（平成２０年６月２４日、 は、単に当該注釈のみを読むと、「探傷不可範囲の有無に関わらず内表面からの代替試験（ＥＣ５．
平成２０・０６・２３原院第７号）を踏まえて対応を行うこととする。
Ｔ）を行わなければならない」との誤解を生むおそれがあるため下記記載案のように修正して頂き
表中の注釈
たい。
（７ページ）【解釈 見直し案】
・・・外面からの超音波探傷試験を行い、かつ探傷不可範囲が存在する場合、内表面から１．の代替試験を行い・・・

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No. 条－項－号 等

3

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

別紙１ 非破壊試 また、一次冷却材に接触する箇所の材質が６００系Ｎｉ基合金である呼び 「応力腐食割れ防止の有効性が実証された対策」とは、残留応力の除去や圧縮応力の付与等の験の方法につい 径１００Ａ以上の管台とセーフエンドの溶接継手（検出限界の亀裂を想 対策をいうが、分かりやすさの観点から、ＷＪＰ（ウォータージェットピーニング）やＵＳＰ（超音波て定したうえで応力腐食割れ防止の有効性が実証された対策を施した部 ショットピーニング）の施工といった具体例を記載して頂きたい。
位は除く。）における上の表で規定する超音波探傷試験の検査間隔は、５．
採用する試験方法における亀裂の検出精度を踏まえ、検出限界の亀裂 【解釈 見直し案】（７ページ）を想定した欠陥評価により継続使用が許容される期間（運転年数）を求 ・・・（検出限界の亀裂を想定したうえで応力腐食割れ防止の有効性が実証された対策を施した部(1)
め、当該期間の１／４または７年間のいずれか短い方の期間とするこ
位 は除く。）と。この場合にあっては、検査間隔内の経過年に対する試験要求量の規定はしないものとする。
注(1) 一例として、次に掲げる対策を施した部位を含む。
・ウォータージェットピーニング＋渦流探傷試験（ECT)・超音波ショットピーニング＋渦流探傷試験（ECT)4

別紙１ 非破壊試 ５． 加圧水型軽水炉の原子炉冷却材圧力バウンダリ に対する試験の 「５． 加圧水型軽水炉の原子炉冷却材圧力バウンダリ に対する試験の範囲、程度及び試験方法
験の方法につい 範囲、程度及び試験方法のうち、次表に規定するものについては、維持 のうち、次表に規定するものについては、維持規格によらず、次表のとおりとすること。」とあるが、て規格によらず、次表のとおりとすること。
表中や注釈に記載された条件に合致しない場合については特に記載がなく、維持規格に従って検査を実施していることから、記載の修正をするなど明確化頂きたい。
５．
また、一次冷却材に接触する箇所の材質が６００系Ｎｉ基合金である呼 左記のまた書きを例に、下記見直し案のように追記を提案する。
（７ページ）
び径１００Ａ以上の管台とセーフエンドの溶接継手（検出限界の亀裂を想定したうえで応力腐食割れ防止の有効性が実証された対策を施した部 【解釈 見直し案】
位は除く。）における上の表で規定する超音波探傷試験の検査間隔は、 （追記）
採用する試験方法における亀裂の検出精度を踏まえ、検出限界の亀裂 なお、上の表で規定する超音波探傷試験以外の検査間隔、一次冷却材に接触する箇所の材質を想定した欠陥評価により継続使用が許容される期間（運転年数）を求 が６００系Ni基合金ではない溶接継手（６００系Ni基合金であって検出限界の亀裂を想定したうえでめ、当該期間の１／４または７年間のいずれか短い方の期間とするこ
応力腐食割れ防止の有効性が実証された対策を施した部位を含む。）における上の表で規定すると。この場合にあっては、検査間隔内の経過年に対する試験要求量の 超音波探傷試験の検査間隔は、維持規格による。
規定はしないものとする。

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・原子力発電所の竜巻影響評価ガイド
No. 条－項－号 等

1.4 用語の定義

1

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

・竜巻防護施設： 「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」の 竜巻影響評価ガイドでは、竜巻防護施設は「耐震Ｓクラス設備（系統、機器）、建屋及び構築物等」
耐震設計上の重要度分類におけるSクラスの設計を要求される設備（系 と定義されているが、設置許可基準規則第６条の要求は安全施設に対するものであり、設置許可
統、機器）、建屋及び構築物等。
基準規則と竜巻影響評価ガイドの整合が取れていない。
・安全機能： 「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」の耐震 竜巻影響評価ガイドにおける竜巻防護施設及び安全機能の定義を安全施設の安全重要度分類
設計上の重要度分類におけるSクラスの施設に要求される機能。
に基づく定義に修正して頂きたい。

【ガイド 見直し案】
1.4 用語の定義
2.1 設計対象施設 （１）竜巻防護施設
・竜巻防護施設：安全施設のうち、安全機能の重要度を踏まえて抽出した竜巻から防護すべき構(1) 竜巻防護施設 「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」の重要度分類にお 築物、系統及び機器
ける耐震Sクラスの設計を要求される設備（系統・機器）及び建屋・構築 ・安全機能：竜巻防護施設に要求される機能物等とする。
2.1 設計対象施設
解説2.1 設計対象
（１） 竜巻防護施設
施設
設計竜巻荷重は、基準地震動Ssによる地震荷重と同様に施設に作用 安全施設のうち、安全機能の重要度を踏まえて抽出した竜巻から防護すべき構築物、系統及びするものと捉え、設計対象施設は、耐震設計上の重要度分類を引用し 機器とする。
て、耐震Sクラス施設及び耐震Sクラス施設に波及的影響を及ぼし得る施設とした。ただし、竜巻防護施設の外殻となる施設等（竜巻防護施設 解説2.1 設計対象施設を内包する建屋・構築物等）による防護機能によって、設計竜巻による竜巻防護施設のうち、竜巻防護施設の外殻となる施設等（竜巻防護施設を内包する建屋・構築
影響を受けないことが確認された施設については、設計対象から除外で 物等）による防護機能によって、設計竜巻による影響を受けないことが確認された施設についてきる。
は、設計対象施設から除外できる。竜巻防護施設の例としては、原子炉格納容器や安全機能を有
竜巻防護施設の例としては、原子炉格納容器や安全機能を有する系 する系統・機器（配管を含む）等が考えられる。外殻となる施設等による防護機能が期待できる設
統・機器（配管を含む）等が考えられる。外殻となる施設等による防護機 計対象施設の例としては、原子炉格納容器に内包された安全機能を有する設備等が考えられる。
能が期待できる設計対象施設の例としては、原子炉格納容器に内包された安全機能を有する設備等が考えられる。

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・原子力発電所の外部火災影響評価ガイド
No. 条－項－号 等

1

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

附属書B
石油コンビナート等の火災やガス爆発の評価は、それらの影響を受けな 近隣産業施設と発電所間に山などの障壁がある場合は、危険距離（熱評価）や危険限界距離（爆石油コンビナート い（飛来物も含む）危険距離及び危険限界距離が確保されているかどう 風圧評価）は不要と考えられるため、その旨を明記して頂きたい。
等火災・爆発の原 かにより判断する。火災とガス爆発が同時に起こると想定される場合に子力発電所への は、より長い方の離隔距離が確保されているかどうかにより判断する。 【ガイド 見直し案】
影響評価につい石油コンビナート等の火災やガス爆発の評価は、それらの影響を受けない（飛来物も含む）危険て
距離及び危険限界距離が確保されているかどうかにより判断する。火災とガス爆発が同時に起こると想定される場合には、より長い方の離隔距離が確保されているかどうかにより判断する。ただ
1.5 判断の考え方
し、地形等の状況を考慮し、原子力発電所と石油コンビナート等の施設の間に障壁がある場合
は、具体的な評価は不要とする。

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・実用発電用原子炉に係る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に関する審査ガイド
No. 条－項－号 等

2
2.2
2.2.3
(1)BWRe.原子炉停止機
能喪失(b) 主要解析条件（「2.2.2 有効性評価の共通解析条件」に記載の項目を 設置許可基準規則第44条の要求設備である代替反応度制御棒挿入回路（ARI)について、有効性除く。）
評価では考慮しないことで審査が行われている。ガイドではこれが明確ではなく、考慮しない理由
i. 運転時の異常な過渡変化の発生を想定する。
を明記して頂きたい。
ii. 原子炉スクラムに失敗し、制御棒が挿入できない場合を仮定する。
iii. 原子炉の手動スクラムには期待しない。
【ガイド 見直し案】
iv. 反応度係数は、炉心サイクル寿命中の変化を考慮し、炉心のサイク 略
ル燃焼度に応じた現実的な値を設定する。
iii. 原子炉の手動スクラムには期待しない。
iv. 代替反応度制御棒挿入回路には期待しない。
ⅴ. 反応度係数は、炉心サイクル寿命中の変化を考慮し、炉心のサイクル燃焼度に応じた現実的な値を設定する。

3.
3.2
3.2.3
(4)水素燃焼(4)水素燃焼【実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈 第37
b. 主要解析条件
条 解釈 2-4に係る意見と同じ内容】(e) その他、評価項目に重大な影響を与える事象を考慮する。
（注）原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol%以下 ＢＷＲでは、事象発生当初に格納容器内の水素濃度及び酸素濃度がドライ条件で左記の基準を又は酸素濃度が5vol%以下であれば爆轟は防止できると判断される。
超えるが、水蒸気が大量に存在するため、ウェット条件では爆轟基準に到達していない。
審査では、この条件において水素爆轟が発生しないことが認められており、基準の記載を見直して頂きたい。

1

2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載【審査実績の例】
柏崎刈羽原子力発電所の発電用原子炉の設置変更（６号及び７号原子炉施設の変更）について（原規規発第1712272号 平成29年12月27日）「添付書類十 7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に上記方針を記載。
【ガイド 見直し案】（注）原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol%以下又は酸素濃度がドライ条件に換算して5vol%以下であれば爆轟は防止できると判断される。ただし、ウェット条件で水素濃度が13vol%以下又は酸素濃度が5vol%以下であり、格納容器スプレイ等により水蒸気が急速に凝縮した場合を想定しても水素爆轟に至らないことが示された場合はこの限りではない。

13/26

・実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド
No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

3.2 有効性評価の 原子炉運転停止の過程における主発電機の解列から、原子炉起動の BWR各社とも、停止時有効性評価の評価対象を「主復水器真空破壊から制御棒引き抜き開始ま共通解析条件過程における主発電機の併列までを、原子炉の運転停止中の期間とす での期間」としており、審査でも認められている。
る。ただし、全燃料が使用済燃料貯蔵槽に取り出され、原子炉に燃料が ガイド記載に審査実績を反映して頂きたい。
(1) 原子炉の運転 ない場合は除く。なお、原子炉の運転停止中の期間を、原子炉の圧力、 なお、PWRについては評価対象期間をECCSブロックから同ブロック解除に限定した説明は行って停止中の期間温度、水位及び作業状況等に応じて適切に区分すること。
おらず、解列～並列の期間をすべて見て最も評価結果が厳しくなる時点としてミッドループ期間を対象としていることを補足説明資料にて示している。

1【ガイド 見直し案】
原子炉運転停止の過程における主発電機の解列から、原子炉起動の過程における主発電機の併列までを、原子炉の運転停止中の期間とする。ただし、BWRの場合は、原子炉停止過程における復水器真空破壊の時点から原子炉起動過程における制御棒引き抜き開始の時点までを、原子炉の運転停止中の期間とする。また、全燃料が使用済燃料貯蔵槽に取り出され、原子炉に燃料がない場合は除く。なお、原子炉の運転停止中の期間を、原子炉の圧力、温度、水位及び作業状
況等に応じて適切に区分すること。
上記見直し案は、原子力学会標準「原子力発電所の停止状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準（レベル１PSA編）：2010」
5 プラント状態（POS）の分類
5.2 評価対象期間の設定の記載を参考とした。

14/26

・実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
No. 条－項－号 等

1

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

4.4緊急時制御室 （４）大気拡散（４）a.はソースタームについての記載であることから、以下の位置に移動して頂きたい。
又は緊急時対策 a．放出開始時刻及び放出継続時間
所の居住性に係 ・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発 【ガイド 見直し案】
る被ばく評価の主 生24時間後と仮定する（参5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出 ４．４ 緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析
要解析（１）ソースターム
した1号炉の放出開始時刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるよう a．大気中への放出割合（省略）に10時間と仮定する（参5）（福島第一原子力発電所2号炉の放出継続時
ｂ．放出開始時刻及び放出継続時間
間を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生24時間後と仮定する（参5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した1号炉の放出開始時刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように10時間と仮定する（参5）（福島第一原子力発電所2号炉の放出継続時間を参考に設定）。

15/26

・基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド
No. 条－項－号 等

目次

1

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

目次と具体的な要求項目に以下のとおり不整合がある。
Ⅱ ． 耐津波設計方針
1. 総則
1.1 目的
1.2 適用範囲
2. 基本方針
2.1 基本方針の概要
2.2 安全審査範囲及び事項
3.1 敷地及び敷地周辺における地形及び施設の配置等
3.2 基準津波による敷地周辺の遡上・浸水域
3.2.1 敷地周辺の遡上・浸水域の評価
3.2.2 地震・津波による地形等の変化に係る評価
3.3 入力津波の設定
3.4 津波防護方針の審査にあたっての考慮事項（水位変動、地殻変動）
4. 津波防護方針
4.1 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
4.2 敷地への浸水防止（外郭防護１）
4.2.1 遡上波の地上部からの到達、流入の防止
4.2.2 取水路、放水路等の経路からの津波の流入防止
4.3 漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）
4.3.1 漏水対策
4.3.2 安全機能への影響確認
4.3.3 排水設備設置の検討
4.4 重要な安全機能を有する施設の隔離（内郭防護）
4.4.1 浸水防護重点化範囲の設定
4.4.2 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
4.5 水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止
4.5.1 非常用海水冷却系の取水性
5. 施設・設備の設計・評価の方針及び条件
5.1 津波防護施設の設計
5.2 浸水防止設備の設計
5.3 津波監視設備の設計
5.4 施設・設備等の設計・評価に係る検討事項
5.4.1 津波防護施設、浸水防止設備等の設計における検討事項
5.4.2 漂流物による波及的影響の検討
5.4.3 津波影響軽減施設・設備の扱い

Ⅱ ． 耐津波設計方針
1. 総則
1.1 目的
1.2 適用範囲
2. 基本方針
2.1 基本方針の概要
2.2 安全審査範囲及び事項
3. 基本事項
3.1 敷地及び敷地周辺における地形及び施設の配置等
3.2 基準津波による敷地周辺の遡上・浸水域
3.2.1 敷地周辺の遡上・浸水域の評価
3.2.2 地震・津波による地形等の変化に係る評価
3.3 入力津波の設定
3.4 津波防護方針の審査にあたっての考慮事項（水位変動、地殻変動）
4. 津波防護方針
4.1 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
4.2 敷地への浸水防止（外郭防護１）
4.2.1 遡上波の地上部からの到達、流入の防止
4.2.2 取水路、放水路等の経路からの津波の流入防止
4.3 漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）
4.3.1 漏水対策
4.3.2 安全機能への影響確認
4.3.3 排水設備設置の検討
4.4 重要な安全機能を有する施設の隔離（内郭防護）
4.4.1 浸水防護重点化範囲の設定
4.4.2 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
4.5 水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止
4.5.1 非常用海水冷却系の取水性
4.5.2 津波の二次的な影響による非常用海水冷却系の機能保持確認
4.6 津波監視5. 施設・設備の設計・評価の方針及び条件
5.1 津波防護施設の設計
5.2 浸水防止設備の設計
5.3 津波監視設備の設計
5.4 施設・設備等の設計・評価に係る検討事項
5.4.1 津波防護施設、浸水防止設備等の設計における検討事項
5.4.2 漂流物による波及的影響の検討
5.4.3 津波影響軽減施設・設備の扱い

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No. 条－項－号 等

2. 基本事項
2.1 基本方針の概要2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

表の項目と目次及び具体的な要求項目に以下のとおり不整合がある。また、「技術基準に関する規則の解釈」の関連記載番号の精査が必要である（工認ガイドにおける関連記載番号との整合含めて）。
（表）ガイドの項目と設置許可基準規則及び同解釈の関係
基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド
Ⅱ ． 耐津波設計方針
1. 総則
1.1 目的
1.2 適用範囲
2. 基本方針
2.1 概要2.2 安全審査範囲及び事項
3. 基本事項
3.1 敷地及び敷地周辺における地形及び施設の配置等
3.2 基準津波による敷地及び敷地周辺の遡上・浸水域
3.3 入力津波の設定
3.4 津波防護方針の審査にあたっての考慮事項（水位変動・地殻変動）
4. 津波防護方針
4.1 敷地の特性に応じた基本方針
4.2 敷地への浸水防止（外郭防護）
4.3 漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護）
4.4 重要な安全機能を有する施設の隔離（内郭防護）4.5 水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止
4.6 津波監視5. 施設・設備の設計の方針及び条件
5.1 津波防護施設の設計
5.2 浸水防止設備の設計
5.3 津波監視設備の設計
5.4 津波防護施設、浸水防止設備等の設計における検討事項（表）ガイドの項目と設置許可基準規則及び同解釈の関係
基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド
Ⅱ ． 耐津波設計方針
1. 総則
1.1 目的
1.2 適用範囲
2. 基本方針
2.1 概要2.2 安全審査範囲及び事項
3. 基本事項
3.1 敷地及び敷地周辺における地形及び施設の配置等
3.2 基準津波による敷地及び敷地周辺の遡上・浸水域
3.3 入力津波の設定
3.4 津波防護方針の審査にあたっての考慮事項（水位変動、地殻変動）
4. 津波防護方針
4.1 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
4.2 敷地への浸水防止（外郭防護１）
4.3 漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）4.4 重要な安全機能を有する施設の隔離（内郭防護）4.5 水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止
4.6 津波監視5. 施設・設備の設計の方針及び条件
5.1 津波防護施設の設計
5.2 浸水防止設備の設計
5.3 津波監視設備の設計
5.4 施設・設備等の設計・評価に係る検討事項

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No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

記載の適正化

誤記等については適正化することが望ましい。

2. 基本方針
なお、耐津波設計に係る審査において、対象となる施設・設備の意味及び例は なお、耐津波設計に係る審査において、対象となる施設・設備の意味及び例は以下のとおりである。
2.2 安全審査範囲 以下のとおりである。
・津波防護施設、浸水防止設備：耐震Sクラス※ の施設に対して津波による影響が発生することを防止する
及び事項
・津波防護施設、浸水防止設備：耐震Sクラス※ の施設に対して津波による影 施設・設備
響が発生することを防止する施設・設備
例： 津波防護施設として、防潮堤、盛土構造物、防潮壁等。
例： 津波防護施設として、防潮堤、盛り土構造物、防潮壁等。
浸水防止設備として、水密扉、壁・床の開口部・貫通部の浸水
浸水防止設備として、水密扉、壁・床の開口部・貫通部の浸水対策設備（止水板、シール処理） 等。
対策設備（止水板、シール処理） 等。
＜補足＞設置許可基準規則・解釈別記３ ３項第五号①参照

3. 基本事項(3) 敷地周辺の人口構造物（以下は例示である。） の位置、形状等
3.1 敷地及び敷地周辺における地形
及び施設の配置等(3) 敷地周辺の人工構造物（以下は例示である。） の位置、形状等

33.2 基準津波によ 3.2.1 敷地周辺の遡上・浸水域の評価「侵入」と「浸入」が混在している。
る敷地周辺の遡【規制基準における要求事項等】
上・浸水域
遡上・浸水域の評価に当たっては、次に示す事項を考慮した遡上解析を実施して、遡上波の回り込みを含め敷地への遡上の可能性を検討すること。
・敷地及び敷地周辺の地形とその標高
・敷地沿岸域の海底地形
・津波の敷地への侵入角度
・敷地及び敷地周辺の河川、水路の存在
・陸上の遡上・伝播の効果
・伝播経路上の人工構造物【確認内容】(2) 敷地周辺の遡上・浸水域の把握に当たっての考慮事項に対する確認のポ
イントは以下のとおり。
① 敷地前面・側面及び敷地周辺の津波の侵入角度及び速度、並びにそれらの経時変化が把握されているか。また、敷地周辺の浸水域の寄せ波・引き波の津波の遡上・流下方向及びそれらの速度について留意されているか。
②敷地前面又は津波浸入方向に正対した面における敷地及び津波防護施設について、その標高の分布と施設前面の津波の遡上高さの分布を比較し、遡上波が敷地に地上部から到達・流入する可能性が考えられるか。

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No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

3.4 津波防護方針 (4) 地震により陸域の隆起または沈降が想定される場合、以下の例のように地 (4) 地震により陸域の隆起または沈降が想定される場合、以下の例のように地殻変動量を考慮して安全側の審査にあたって 殻変動量を考慮して安全側の評価を実施していることを確認する。
の評価を実施していることを確認する。
の考慮事項（水位 ⑥ 広域的な余香変動が継続中である場合は、その傾向を把握し、津波に対す ⑥ 広域的な余効変動が継続中である場合は、その傾向を把握し、津波に対する安全性評価への影響を検
変動、地殻変動） る安全性評価への影響を検討する。
討する。

4. 津波防護方針【規制基準における要求事項等】
4.2 敷地への浸水 取水路、放水路等の経路から、津波が流入する可能性について検討した上防止（外郭防護１） で、流入の可能性のある経路（扉、開口部、貫通部等） を特定すること。
4.2.2 取水路、放 特定した経路に対して浸水対策を施すことにより津波の流入を防止すること。
水路等の経路からの津波の流入防止3(続き)【規制基準における要求事項等】
取水路、放水路等の経路から、津波が流入する可能性について検討した上で、流入の可能性のある経路（
扉、開口部、貫通口等） を特定すること。
特定した経路に対して浸水対策を施すことにより津波の流入を防止すること。
＜補足＞設置許可基準規則・解釈別記３ ３項第二号①参照

4.4 重要な安全機 (2) 津波による溢水を考慮した浸水範囲、浸水量については、地震による溢水 (2) 津波による溢水を考慮した浸水範囲、浸水量については、地震による溢水の影響も含めて、以下の例
能を有する施設の の影響も含めて、以下の例のように安全側の想定を実施する方針であることを のように安全側の想定を実施する方針であることを確認する。
隔離（内郭防護）確認する。
③ 循環水系機器・配管損傷による津波浸水量については、入力津波の時刻歴波形に基づき、津波の繰り
4.4.2 浸水防護 ③ 循環水系機器・配管損傷による津波浸水量については、入力津波の時刻 返しの襲来が考慮されていること。
重点化範囲の境界 歴波形に基づき、津波の繰り返しの来襲が考慮されていること。
における浸水対策＜補足＞来襲と襲来が混在（他の箇所にもあり）。襲来が多く使用されている。

5.4 施設・設備等の設計・評価に係る検討事項
5.4.1 津波防護
施設、浸水防止設備等の設計における検討事項(1) 津波荷重の設定、余震荷重の考慮、津波の繰り返し作用の考慮のそれぞ (1) 津波荷重の設定、余震荷重の考慮、津波の繰り返し作用の考慮のそれぞれについて、要求事項に適合れについて、要求事項に適合する方針であることを確認する。以下に具体的な する方針であることを確認する。以下に具体的な方針を例示する。
方針を例示する。
① 津波荷重の設定については、以下の不確かさを考慮する方針であること。
① 津波荷重の設定については、以下の不確かさを考慮する方針であること。 a) ・・・a) ・・・b) ・・・b) ・・・
上記b)の不確かさの考慮に当たっては、例えば抽出した不確かさの要因によるパラメータスタディ等により、
上記b)の不確かさの考慮に当たっては、例えば抽出した不確かさの要因による 荷重設定に考慮する余裕の程度を検討する方針であること。
パラメータスタディ等により、荷重設置に考慮する余裕の程度を検討する方針であること。

5.4.2 漂流物に 【規制基準における要求事項等】【規制基準における要求事項等】
よる波及的影響の 津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物、設置物 津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物、設置物等が破損、倒壊、漂流する検討等が破損、倒壊、漂流する可能性について検討すること。
可能性について検討すること。
上記の検討の結果、漂流物の可能性がある場合には、防潮堤等の津波防護 上記の検討の結果、漂流物の可能性がある場合には、防潮堤等の津波防護施設、浸水防止設備に波及
施設、浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう、漂流防止装置または津 的影響を及ぼさないよう、漂流防止措置または津波防護施設・設備への影響防止措置を施すこと。
波防護施設・設備への影響防止措置を施すこと。
＜補足＞設置許可基準規則・解釈別記３ ３項第五号⑥参照

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No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

5.1 津波防護施設 【規制基準における要求事項等】の設計
津波防護施設については、その構造に応じ、波力による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安定性を評価し、越流時の耐性にも配慮した上で、入力津波に対する津波防護機能が十分に保持できるよう設計
すること。

4

2018年5月23日に開催された原子力規制委員会の資料3「技術情報検討会の最近の運営状況等について（報告）」の別紙「審査経験から得られた検討すべき事項」によれば、「動的な津波防護施設と安全機能に係る要求事項について」は、解釈（実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈）が「見直し対象となる規制基準類等（案）」となっている。しかし、当該解釈の最新版には未反映であることから、反映して頂きたい。
【ガイド 見直し案】（追加）
5.1 津波防護施設の設計【確認内容】(3) 津波防護施設が、外部入力（電源等）により能動的に動作する機構を有する場合は、多重性又は多様性及び独立性が確保できる設計方針であることを確認する。

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・耐震設計に係る工認審査ガイド
No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

1.3 本ガイドの適 ⑧JEAG4601以外での適用実績のある耐震設計に関連した規格及び基 「耐震設計に係る工認審査ガイド」には、「ガイド作成時点で適用実績のある耐震設計に関わる規用に当たっての 準等を以下に示す。
格及び基準の規定、並びに既往の研究成果等（ 以下「規格及び基準等」という。） について適用
留意事項
・建築基準法・同施行令可能なものを示した。」と記載してある。
（以下、省略）
これまでの工認では、ガイドに記載されている規格及び基準のほかでも、審査実績のあるものも増えていることから、追記して頂きたい。

1【ガイド 見直し案】（追記する規格及び基準等）
・原子力発電所屋外重要土木構造物の耐震性能照査指針・マニュアル（（社）土木学会 2005年改定)・道路橋示方書（Ⅰ共有編・Ⅳ下部構造編）・同解説（（社）日本道路協会、平成24年3月）
・各種合成構造設計指針・同解説（（社）日本建築学会 2010年改定）
・震災建築物の被災度区分判定基準および復旧技術指針（(財）日本建築防災協会 2001年改
定）

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・耐津波設計に係る工認審査ガイド
No. 条－項－号 等

1

4. 津波防護施設に
参考規格・基準類の最新化を図ることが望ましい。
関する事項
4.3 荷重及び荷重 ① 津波荷重
① 津波荷重の組合せ
・漂流物による荷重（衝突力） は、「津波漂流物対策施設設計ガイドライン
・漂流物による荷重（衝突力） は、「津波漂流物対策施設設計ガイドライン」等を参照し、対象漂流物質量や（案）」等を参照し、対象漂流物質量や寸法、喫水（海水面から対象漂流物の下 寸法、喫水（海水面から対象漂流物の下端までの深さ）を基にして算出されていることを確認する。
端までの深さ）を基にして算出されていることを確認する。
【参考規格・基準類】

2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

13) 防波堤の耐津波設計ガイドライン（案）（国土交通省港湾局、2013年）
13) 防波堤の耐津波設計ガイドライン（国土交通省港湾局、2013年）
14) 津波漂流物対策施設設計ガイドライン（案）（沿岸技術研究センター、寒地 14) 津波漂流物対策施設設計ガイドライン（沿岸技術研究センター、寒地港湾技術研究センター、平成26
港湾技術研究センター、平成21年）
年）

記載の適正化

誤記等については適正化することが望ましい。

3. 津波防護設計に 【確認内容】
関する事項
敷地及び敷地周辺の図面等に基づき、以下を確認する。
3.1 基本事項(3) 敷地周辺の人口構造物（以下、例示） の位置、形状等
3.1.1 敷地及び敷地周辺における
地形及び施設の配置等【確認内容】
敷地及び敷地周辺の図面等に基づき、以下を確認する。
(3) 敷地周辺の人工構造物（以下、例示） の位置、形状等

3. 津波防護設計に (4) 地震により陸域の隆起または沈降が想定される場合、以下の例のように地 (4) 地震により陸域の隆起または沈降が想定される場合、以下の例のように地殻変動量を考慮して安全側関する事項
殻変動量を考慮して安全側の評価を実施していることを確認する。
の評価を実施していることを確認する。
3.1 基本事項⑥ 広域的な余香変動が継続中である場合は、その傾向を把握し、津波に対す ⑥ 広域的な余効変動が継続中である場合は、その傾向を把握し、津波に対する安全性評価への影響を検
3.1.4 津波防護 る安全性評価への影響を検討する。
討する。
方針の審査にあたっての考慮事項（水位変動、地殻変
動）

3.3 敷地への浸水 【規制基準における要求事項等】
防止（外郭防護１） 取水路、放水路等の経路から、津波が流入する可能性について検討した上3.3.2 取水路、放 で、流入の可能性のある経路（扉、開口部、貫通部等） を特定すること。
水路等の経路から 特定した経路に対して浸水対策を施すことにより津波の流入を防止することの津波の流入防止【規制基準における要求事項等】
取水路、放水路等の経路から、津波が流入する可能性について検討した上で、流入の可能性のある経路（扉、開口部、貫通口等） を特定すること。
特定した経路に対して浸水対策を施すことにより津波の流入を防止すること。
＜補足＞設置許可基準規則・解釈別記３ ３項第二号①参照

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No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

3.5 重要な安全機 (1)津波による溢水を考慮した浸水範囲、浸水量については、地震による溢水能を有する施設の の影響も含めて、以下のような安全側の想定を実施していることを確認する。
隔離（内郭防護）③ 循環水系機器・配管損傷による津波浸水量については、入力津波の時刻
3.5.2 浸水防護 歴波形に基づき、津波の繰り返しの来襲が考慮されていること。
重点化範囲の境界における浸水対策

3.7 津波防護施設、浸水防止設備の設計・評価に係る検討事項
3.7.1 漂流物による波及的影響の検討(1)津波による溢水を考慮した浸水範囲、浸水量については、地震による溢水の影響も含めて、以下のような安全側の想定を実施していることを確認する。
③ 循環水系機器・配管損傷による津波浸水量については、入力津波の時刻歴波形に基づき、津波の繰り返しの襲来が考慮されていること。
＜補足＞来襲と襲来が混在（他の箇所にもあり）。

【規制基準における要求事項等】【規制基準における要求事項等】
津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物、設置物 津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物、設置物等が破損、倒壊、漂流する等が破損、倒壊、漂流する可能性について検討すること。
可能性について検討すること。
上記の検討の結果、漂流物の可能性がある場合には、防潮堤等の津波防護 上記の検討の結果、漂流物の可能性がある場合には、防潮堤等の津波防護施設、浸水防止設備に波及
施設、浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう、漂流防止装置または津 的影響を及ぼさないよう、漂流防止措置または津波防護施設、浸水防止設備への影響防止措置を施すこ波防護施設、浸水防止設備への影響防止措置を施すこと。
と。

2(続き) 4. 津波防護施設に 【確認内容】＜補足＞設置許可基準規則・解釈別記３ ３項第五号⑥参照【確認内容】
関する事項
津波防護施設の種類、設置位置及び仕様に係る確認内容を以下に例示する。 津波防護施設の種類、設置位置及び仕様に係る確認内容を以下に例示する。
4.1 津波防護施設 ② 設置位置
② 設置位置の設計方針
・設置位置については、津波遡上解析や現地の津波痕跡データ等を基にして、 ・設置位置については、津波遡上解析や現地の津波痕跡データ等を基にして、津波が遡上する可能性のあ
津波が溯上する可能性のある位置に設定されていることを確認する。
る位置に設定されていることを確認する。
＜補足＞他の箇所でも溯上の記載あり

4.3 荷重及び荷重 【確認内容】【確認内容】の組合せ① 津波荷重① 津波荷重c)津波伝播及び遡上解析結果を踏まえ、実状に応じて引き波による荷重を考 c)津波伝播及び遡上解析結果を踏まえ、実状に応じて引き波による荷重を考慮していることを確認する。な慮していることを確認する。なお、荷重の検討にあたっては、引き波の流下方 お、荷重の検討にあたっては、引き波の流下方向、速度に加え、流下方向における地形・人工物の背後側向、速度に加え、流下方向における地形・人工物の背後側の渦巻き流及び、滞 の渦巻き流及び、滞留による影響や人工物前面の洗掘による影響も考慮すること。
留による影響や人口物前面の洗掘による影響も考慮すること。

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・発電用原子炉施設の設置（変更）許可申請に係る運用ガイド
No. 条－項－号 等

1

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

4.4 実用炉則第3 「周辺監視区域の外における実効線量の算定の条件及び結果」につい 平成31年4月2日の設置許可基準規則改正により、第29条は「工場等周辺における直接ガンマ線
条第1項第6号の ては、その内容が設置許可基準規則に適合していることを判断するた 等からの防護」から「工場等周辺における直接線等からの防護」に変更となっており、記載を適正「発電用原子炉施 めに必要な事項を記載することとする。例として以下を記載することとす 化して頂きたい。
設における放射 る。
線の管理に関す （省略）る事項」に係る記 ・設置許可基準規則第２９条（工場等周辺における直接ガンマ線等から載の防護）への適合性
（３）

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・発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド
No. 条－項－号 等

1

2

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

２．工事の計画の 以下については、工事計画の記載の変更を伴うが、変更の工事には該 過去に別表第二および工認ガイドが改正された際には、改正により、新たに要目表対象となった
認可及び届出手 当しないものとする。
設備であっても、再稼働プラントは別表改正前の技術基準規則、未稼働プラントは省令６２号で従続の範囲
・名称のみを変更するもの。
前から設計・設置されている設備については、要目表の変更前に記載している。（これは、NRAと（１）工事の種類 ・ＪＩＳ規格等の呼称変更により工事計画に記載されている材料と呼称は 合意している。）
３）発電用原子炉 異なるものの同等の仕様の材料を使用するもの。
の基数の増加の （例） ・ＳＵＳ２７ → ＳＵＳ３０４
例えば、平成28年には別表第二が改正され、残留熱除去設備の安全弁及び逃がし弁が要目表対工事以外の変更 ・ＳＵＳ３２ → ＳＵＳ３１６
象となったが、同系の安全弁は、平成28年以前の省令に基づき設計・設置していたものであり、クの工事・ＳＴＰＴ４２ → ＳＴＰＴ４１０
ラスアップもしていないため、要目表の変更前に記載している。
Ｄ．修理
・ＳＴＰＧ４２ → ＳＴＰＧ４１０
ｂ．性能又は強度 ・ＳＳ４１ → ＳＳ４００
別表改正や工認ガイド改正で、新たに要目表対象となっただけの設備の扱いが記載されていないに影響を及ぼす ・ＳＩ単位の導入により単位を変更するもの（単位換算に伴う数値の端数 ため、工認ガイドに明確化することを要望する。
工事
処理を含む。）。
（事業者としては、明確化されることで、不要な申請、使用前事業者検査の実施を避けることがで
ただし、これらの変更を行った機器等が属する設備について、工事計画 きる。）の手続きを行う際には、当該変更内容を変更前の設備状況として記載することとする。また、変更の工事には該当するものの、規則別表第１に 【ガイド 見直し案】
規定されておらず、工事計画の手続き対象外となっていて、かつ要目表 ２（１）工事の種類の記載の変更を伴う工事を行った場合も同様とする。
以下については、工事計画の記載の変更を伴うが、変更の工事には該当しないものとする。
（略）
ただし、これらの変更を行った機器等が属する設備について、工事計画の手続きを行う際には、当該変更内容を変更前の設備状況として記載することとする。また、変更の工事には該当するものの、規則別表第１に規定されておらず、工事計画の手続き対象外となっていて、かつ要目表の記載の変更を伴う工事を行った場合も同様とする。
また、既に技術基準規則（従前の技術基準含む）に基づき設計・設置されている設備のうち、別表第２改正により新たに要目表の記載が必要となった設備について工事計画の手続きを行う際には、当該設備の内容を変更前の設備状況として記載する。

２．工事の計画の 通常運転状態、工学的安全施設の作動状態又は重大事故等対処設備 安全弁の対象については、平成28年7月の別表・工認ガイド改正に併せて、事業者にて『対象設認可及び届出手 の作動状態において、容器又は主配管の過圧破損を防止するために設 備の選定フロー』を作成し、ＮＲＡへ説明している。
続の範囲置する安全弁又は逃がし弁をいう。
（２） 工事計画に
このフローの中では、工認ガイドの要求にプラスして、保守／点検時にのみ機能を期待する安全記載すべき設備
弁を除外する例が明記されており分かりやすく、不要な安全弁の申請を避けることが期待できるこ及び機器等の範とから、工認ガイドに記載することを要望する。
囲２）設備及び機器【ガイド 見直し案】
等の記載要求範２（２）２）C．安全弁及び逃がし弁
囲
通常運転状態、工学的安全施設の作動状態又は重大事故等対処設備の作動状態において、容（個別機器等事
器又は主配管の過圧破損を防止するために設置する安全弁又は逃がし弁をいい、保守／点検時
項）
のみに機能を期待する安全弁又は逃がし弁は対象外とする。
Ｃ．安全弁及び逃がし弁
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No. 条－項－号 等

事業者意見・提案（修正案及び理由）

現状の記載

２．工事の計画の 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備については、 東海第二の工認において、当初、窒素ガス代替注入系を、不活性ガス系と同様に原子炉格納施認可及び届出手 一次冷却材喪失時や重大事故時の対処等のために、原子炉格納容器 設のうち『原子炉格納容器調気設備』として申請をしていた。
続の範囲
内、原子炉建屋内又は二次格納施設内の放射性物質又は可燃性ガス （窒素ガス代替注入系は、窒素ガスを原子炉格納容器に封入する機能を有することから、不活性（２） 工事計画に の濃度を低減し、放射性物質の閉じ込め機能を維持し、大気への放射 ガス系と同じと考えていた）。
記載すべき設備 性物質の放出を抑制するための設備（原子炉格納容器安全設備に属す及び機器等の範 るものを除く。）とし、加圧水型発電用原子炉施設のアイスコンデンサ型 しかし、NRA審査において、『原子炉格納容器調気設備』とした場合、別表第二において圧縮機の囲
原子炉格納容器を設置している施設での原子炉格納容器水素再結合 項目がないため、窒素ガス代替注入系の主要設備である窒素供給装置（圧縮機）が要目表対象
２）設備及び機器 装置を含むものとする。
とならないことから、コメントを受け、別表第二において圧縮機の項目のある、原子炉格納施設の等の記載要求範『放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備』に区分す
囲ることとなった。
（個別機器等事
項）
現状、窒素ガス代替注入系については、工認ガイドにおける『放射性物質濃度制御設備及び可燃
Ｍ．原子炉格納性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備』の『可燃性ガスの濃度を低減し』の記載が、窒施設
素ガス代替注入系にも当てはまると解釈しているが、はっきりと読み取れないため、明確化を要望する。
また、工認ガイドにおける『原子炉格納容器調気設備』については、どのような設備が該当するかという解釈が記載されていないため、不活性ガス系が該当するとの解釈を追加し、明確化を要望する。
3【ガイド 見直し案】
２（２）２）M．原子炉格納施設（追記）
原子炉格納容器調気設備については、通常時に原子炉格納容器内に不活性ガスを充てんすることにより、水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に保つための設備とする。

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備（見直し案１）
放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備については、・・・・・原子炉格納容器水素再結合装置及び圧力逃がし装置内の可燃性ガス濃度を低減する設備を含むものとする。
又は、放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備（見直し案２）
放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備については、一次冷却材喪失時や重大事故時の対処等のために、原子炉格納容器内、原子炉建屋内、二次格納施設内又は圧力逃がし
装置内の放射性物質又は可燃性ガスの濃度を低減し・・・・・

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