資料1-2-3
資料１－２－３

２０２０年９月１日
原子力エネルギー協議会、関西電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）

特重施設等のＥＡＬ反映に伴う事業者防災業務計画の変更概要
伊方発電所の具体的な変更概要案については、特重施設に係る保安規定が未申請であることから保安規定等の記載が定まったタイミングで作成する。

ＥＡＬ２１ 原子炉冷却機能の異常（冷却材の漏えい）
ＡＬ２１

原災
指針等

＜原子炉冷却材の漏えい＞
原子炉の運転中に保安規定で定められた数値を超える原子炉冷却材の漏えいが起こり、定められた時間内に定められた措置を実施できないこと、又は原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の漏えいが発生すること。

ＥＡ
Ｌ
解説

非常用炉心冷却装置（以下この表において「ＤＢ設備」という。）の作動を必要とするものではないが、原子炉冷却材の漏えいという事象に鑑み、警戒事態の判断基準とする。保安規定で定める措置の完了時間内に保安規定で定められた措置を完了できない場合を対象とする。
また、事象の進展によっては、上記の措置を行っている間に施設敷地緊急事態を判断するＥＡＬに至る可能性があるため、ＤＢ設備の作動を必要とする漏えいが発生する場合についても併せて警戒事態の判断基準とす
る。

規７制月
委１
員５日
会
資料
画防変災
更業
概務
要計

【高浜、川内】
・変更なし

ＳＥ２１

ＧＥ２１

＜原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能＞
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の漏えいが発生した場合において、全ての非常用炉心冷却装置及びこれと同等の機能を有する設備による注水が直ちにできないこと。

＜原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による一部注水不能＞
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の漏えいが発生した場合において、非常用炉心冷却装置及びこれと同等の機能を有する設備のうち当該原子炉へ高圧又は低圧で注水するもののいずれかによる注水が直ちにできないこと。
当該原子炉への注水が行われず原子炉が冷却され左記の場合は、原子炉冷却機能の喪失に至るおそれないことにより、炉心の損傷に至る可能性が高くなることがあるため、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
「非常用炉心冷却装置及びこれと同等の機能を有する から、全面緊急事態の判断基準とする。
「全ての非常用炉心冷却装置及びこれと同等の機能設備」とは、ＤＢ設備のほか、重大事故等の防止のためを有する設備による注水が直ちにできないこと」とは、Ｄの設備（実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、Ｂ設備若しくはＳＡ設備のポンプが起動しないこと又はこ構造及び設備の基準に関する規則第２条第２項第１４
れらの装置に係る注入弁が開とならないことのほか、高号に規定する重大事故等対処設備及び原子力事業者
圧の状態から低圧のＤＢ設備及びＳＡ設備による注水が自主的に設けているもの（以下この表においてこれら のために必要な運転操作ができないこと等をいう（以下を「ＳＡ設備」という。））であって、ＤＢ設備と同程度の能 この表において同じ。）。
力（吐出圧力及び容量）を有する設備をいう（以下このなお、１系統以上のＤＢ設備及びＳＡ設備により原子炉表において同じ。）。
への注水がなされる場合には、炉心の冷却が可能であ「注水が直ちにできない」とは、ＤＢ設備及びこれと同等 ることから、全面緊急事態には該当しないこととなる。の機能を有する設備のうち即応性を有する設備による注水ができないことをいい、当該即応性とは、条件を満たした場合（ＤＢ設備の作動失敗等）に自動起動し、又は原子炉制御室や現場での簡単な操作により速やかに起動できることであり、現場で系統構成等の工事を要する場合は含まない（以下この表において同じ。）。
大規模な原子炉冷却材喪失事故（以下「LOCA」という。）時に、炉心の損傷を防止するために必要な炉心注水機能を有するポンプ数を EAL 判断基準としている。特重施設及び多様性拡張設備による炉心注水は、大規模なLOCA 時に炉心の損傷を防止できる性能がないことから、EAL 判断基準に追加しない。
なお、中小規模の LOCA 時は特重施設または多様性拡張設備により一定時間炉心注水が可能であり、炉心の損傷を一時的に遅延することができるが、LOCA 事象発生時に運転員等が直ちに LOCA の規模を判断することが困難であることから、大規模な LOCA と同様の扱いとする。
【高浜、川内】【高浜、川内】
・変更なし
・変更なし

121

ＥＡＬ２４ 原子炉冷却機能の異常(給水機能の喪失)
原災
指針等

Ｅ
Ａ
Ｌ
解説

規７
制月
委１
員５日
会
資料
防災
業
務
計画
変更概要

ＡＬ２４
＜蒸気発生器給水機能喪失のおそれ＞
原子炉の運転中に蒸気発生器への全ての主給水が停止した場合において、電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプによる給水機能が喪失すること。

ＳＥ２４＜蒸気発生器給水機能の喪失＞
原子炉の運転中に蒸気発生器への全ての給水機能が喪失すること。

左記の場合は、原子炉冷却機能の喪失に至るおそれがあるため、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
「全ての給水機能」とは、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び蒸気発生器への給水に関する重大事故等の防止のための設備のうち電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプに求められる能力と同程度の能力（吐出圧力及び容量）及び即応性を有する設備をいう。
なお、通常の起動・停止工程において一次冷却材圧力が一定値以下である場合には、余熱除去系により原子炉からの熱除去を行うため、余熱除去系によって熱除去を行っている期間については、施設敷地緊急事態の判断基準とはならない。
蒸気発生器の水位のパラメータ及び蒸気発生器への給水機能を有するポンプ数を EAL 判断基準としている。特重施設は蒸気発生器への給水機能を有していないことから、EAL 判断基準に追加しない。
なお、多様性拡張設備のうち、即応性のある蒸気発生器への給水機能は既に EAL 判断基準に含まれている。
電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプ
が適切に動作すれば原子炉は冷却されるが、給水機能喪失直前という事象に鑑み、警戒事態の判断基準とする。

【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし

ＧＥ２４＜蒸気発生器給水機能喪失後の非常用炉心冷却装置
注水不能＞
原子炉の運転中に蒸気発生器への全ての給水機能が喪失した場合において、全ての非常用炉心冷却装置及びこれと同等の機能を有する設備による注水が直ちにできないこと。
一次冷却材の加圧により加圧器逃がし弁が作動し、一次冷却材が一次冷却系統外に放出された場合において、原子炉への注水が行われず原子炉が冷却されなければ、炉心の損傷に至る可能性が高いことから、全面緊急事態の判断基準とする。
なお、１系統以上の非常用炉心冷却装置及び重大事故等の防止のための設備により原子炉への注水がなされる場合には、炉心の冷却が可能であることから、全面緊急事態には該当しないこととなる。

炉心注水機能を有するポンプ数を EAL 判断基準としている。特重施設による代替の炉心注水機能により数時間程度、炉心冷却が可能である。ただし、炉心の損傷を回避するほどの能力は有していない。これを EAL 判
断基準に追加するか否か継続検討とした。（EAL24 及び 29 の主な議論参照）【高浜、川内】
・変更なし（特重設備による代替炉心注水は追加しない）

222

ＥＡＬ２５ 電源供給機能の異常（交流電源喪失）
ＡＬ２５＜非常用交流高圧母線喪失または喪失のおそれ＞原非常用交流母線が一となった場合において当該非常災
指用交流母線に電気を供給する電源が一となる状態が１針
５分間以上継続すること、全ての非常用交流母線から等の電気の供給が停止すること、又は外部電源喪失が３時間以上継続すること。
非常用交流母線からの電気の供給が停止するというＥＡ
深刻な状態又はそのおそれがある状態であることから、Ｌ警戒事態の判断基準とする。
解説
また、外部電源が喪失している状況が継続する場合についても、交流電源の喪失に至る可能性があることから、警戒事態の判断基準とする。
「非常用交流母線」とは、重大事故等の防止に必要な電気を供給する交流母線のことをいう。
「全ての非常用交流母線からの電気の供給が停止」とは、全ての非常用交流母線が外部電源及び非常用ディーゼル発電機からの受電に失敗し、かつ、常設代替電源設備から受電ができていないことをいう。
なお、常用交流母線からのみ電気が供給される場合も本事象に該当する。
非常用交流高圧母線への供給電源数を EAL 判断基
規７月
準としている。特重施設の電源設備は重大事故等への制
委 １ 対応に必要な容量を満たしていることから、非常用交流員５日 高圧母線への供給電源の一つとして整理することとし、会
EAL 判断基準に追加する。
資料
なお、多様性拡張設備の電源設備は即応性を有していないことから、EAL 判断基準に追加しない。
【高浜、川内】防・非常用交流高圧母線への供給電源の一つとして、ＡＬ
災業の判断基準に特重電源を追加する。
務計
画
変更概要

ＳＥ２５
＜非常用交流高圧母線の３０分間以上喪失＞
全ての非常用交流母線からの電気の供給が停止し、かつ、その状態が３０分間以上継続すること。

ＧＥ２５＜非常用交流高圧母線の１時間以上喪失＞
全ての非常用交流母線からの電気の供給が停止し、かつ、その状態が１時間以上継続すること。

タービン動補助給水ポンプ等の交流電源を必要としない設備によって原子炉は冷却されるが、事象の重大性に鑑み、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
なお、重大事故等の防止に必要な電力の供給を行うための非常用の発電機（原子力事業所内の全ての代替電源設備を含む。）が３０分以内に接続され、非常用交流母線からの電気の供給が行われるのであれば、施設敷地緊急事態の判断基準とはならない。

左記の場合、電源供給機能の回復に時間を要している状態であり、この状態が継続すれば炉心の損傷に至る可能性が高いことから、全面緊急事態の判断基準とする。
なお、重大事故等の防止に必要な電力の供給を行うための非常用の発電機（原子力事業所内の全ての代替電源設備を含む。）が１時間以内に接続され、非常用交流母線からの電気の供給が行われるのであれば、全面緊急事態の判断基準とはならない。

非常用交流高圧母線からの電気の供給が停止した時点からの経過時間に基づく EAL 判断基準となっていることから追加の必要は無い。

【高浜、川内】・非常用交流高圧母線への供給電源の一つとして、ＳＥの判断基準に特重電源を追加する。

3【高浜、川内】・非常用交流高圧母線への供給電源の一つとして、ＧＥの判断基準に特重電源を追加する。

23

ＥＡＬ２７ 電源供給機能の異常（直流電源喪失）
ＡＬ
原災
指針等
Ｅ
ＡＬ
解説

規７制月
委１
員５
日
会
資料

防災
業
務計
画
変更概要

ＳＥ２７
＜直流電源の部分喪失＞
非常用直流母線が一となった場合において、当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が５分間以上継続すること。

ＧＥ２７＜全直流電源の５分間以上喪失＞
全ての非常用直流母線からの電気の供給が停止し、かつ、その状態が５分間以上継続すること。

使用可能な非常用直流母線が残り１系統及び直流電源が残り１つとなった場合は、非常用直流母線からの電気の供給が停止するおそれがあることから、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
「当該直流母線に電気を供給する電源」とは、必要な電力を確保できる原子力事業所内の全ての直流電源設備をいう。
非常用直流母線への供給電源数を EAL 判断基準としている。特重施設及び多様性拡張設備は非常用直流母線へ供給可能な直流電源を有していないことから、EAL判断基準に追加しない。
なお、特重施設と同じ期限で追加設置される蓄電池（３系統目）（SA 設備）は重大事故等への対応に必要な容量を満たしており、非常用直流母線への供給電源の一つとして整理することとし、EAL 判断基準に追加する。
【高浜、川内】・非常用直流母線への供給電源の一つとして、ＳＥの判断基準に蓄電池（３系統目）を追加する。

原子炉施設の監視・制御機能が著しく低下すること及び炉心冷却機能喪失発生時の非常用炉心冷却装置その他の設備の起動ができなくなることから、全面緊急事態の判断基準とする。
「全ての非常用直流母線からの電気」とは、必要な電力を確保できる原子力事業所内の全ての直流電源設備からの電気をいう。
非常用直流母線からの電気の供給が停止した経過時間を EAL 判断基準としており追加の必要は無い。

4【高浜、川内】・非常用直流母線への供給電源の一つとして、ＧＥの判断基準に蓄電池（３系統目）を追加する。

24

ＥＡＬ２９ 停止中の原子炉に関する異常ＡＬ２９＜停止中の原子炉冷却機能の一部喪失＞
原
原子炉の停止中に当該原子炉から残留熱を除去す
災
指る機能の一部が喪失すること。
針等

ＳＥ２９＜停止中の原子炉冷却機能の喪失＞
原子炉の停止中に当該原子炉から残留熱を除去する機能が喪失すること。

ＥＡ
Ｌ
解説

蒸気発生器の検査その他の目的で一時的に原子炉容器内の水位を低下させた状態であり、直ちに照射済燃料集合体の露出に至らないものの、事象に鑑み、警戒事態の判断基準とする。

蒸気発生器の検査その他の目的で一時的に原子炉容器内の水位を低下させた状態であり、直ちに照射済燃料集合体の露出に至らないものの、事象の重大性に鑑み、施設敷地緊急事態の判断基準とする。

規７制月
委１員５日会資料

原子炉の停止中に残留熱を除去する機能を有するポンプ数を EAL 判断基準としている。特重施設及び多様性
拡張設備は残留熱を除去する機能を有していないことから、EAL 判断基準に追加しない。

防災業
務計画変更概要【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし

ＧＥ２９＜停止中の原子炉冷却機能の完全喪失＞
蒸気発生器の検査その他の目的で一時的に原子炉容器の水位を下げた状態で、当該原子炉から残留熱を除去する機能が喪失し、かつ、燃料取替用水貯蔵槽からの注水ができないこと。
原子炉容器内の水位を下げた状態で、左記の事象が継続すれば、やがて原子炉冷却材の温度が上昇し、照射済燃料集合体の露出に至ることから、全面緊急事態の判断基準とする。
炉心注水機能を有するポンプ数（重力注水を含む）をEAL 判断基準としている。特重施設による代替の炉心注水機能により数時間程度、炉心冷却が可能である。
ただし、炉心の損傷を回避するほどの能力は有していない。
これを EAL 判断基準に追加するか否か継続検討とした。（EAL24 及び 29 の主な議論参照）なお、多様性拡張設備として燃料取替用水貯蔵槽からの注水は既にEAL 判断基準に含まれている。
【高浜、川内】・特重設備による代替炉心注水は追加しない。
・燃料取替用水タンクからの注水手段の１つとして、ＳＡ設備（Ａ－ＣＶスプレイポンプ、恒設代替低圧注水ポンプ）を追加する。

注：固有設備の名称は、高浜３，４号機例（以下同様）

525

ＥＡＬ４１ 原子炉格納容器機能の異常
ＡＬ
原災
指針等
Ｅ
Ａ
Ｌ
解説

規７
制月
委１
員５日
会
資料

防災業
務計
画変
更概要

ＳＥ４１
＜格納容器健全性喪失のおそれ＞
原子炉格納容器内の圧力又は温度の上昇率が一定時間にわたって通常の運転及び停止中において想定される上昇率を超えること。

ＧＥ４１＜格納容器圧力の異常上昇＞
原子炉格納容器内の圧力又は温度が当該格納容器の設計上の最高使用圧力又は最高使用温度に達すること。

この状態が一定時間継続する場合は、その事象の重大性に鑑み、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
なお、原子炉格納容器冷却機能等の常用の設備の故障によって圧力又は温度の上昇傾向が一定時間にわたって継続した場合は施設敷地緊急事態に該当しないこととなる。
原子炉格納容器の減圧に必要なスプレイ機能を有するポンプ数を EAL 判断基準としている。特重施設及び多様性拡張設備のポンプは重大事故等への対応に必要な容量・揚程及び即応性を満たしていることから、スプレイ機能を有するポンプの一つとして整理することとし、EAL 判断基準に追加する。（九州電力、四国電力）
なお、関西電力は原子炉格納容器の圧力または温度のパラメータを踏まえた EAL 判断基準となっていることから追加の必要は無い。
【高浜】
・変更なし
（パラメータベースによるＥＡＬ判断基準）

最高使用圧力又は最高使用温度に達した後に圧力上昇又は温度上昇が継続した場合には、放射性物質の閉じ込め機能が低下する可能性があるため、全面緊急事態の判断基準とする。

原子炉格納容器の圧力または温度のパラメータを踏まえた EAL 判断基準となっていることから追加の必要は無い。

【高浜、川内】・変更なし（パラメータベースによるＥＡＬ判断基準）【川内】
・原子炉格納容器の減圧に必要なスプレイ機能を有するポンプとして、特重施設の格納容器スプレイのためのポンプ、ＳＡ設備（常設電動注入ポンプ）及び多様性拡張設備（消火ポンプ）を追加する。

626

ＥＡＬ４２ 障壁の喪失
原災
指針等

Ｅ
Ａ
Ｌ
解説

規７制月
委１
員５日
会
資料
防災
業
務計
画変更概要

ＡＬ４２
＜単一障壁の喪失または喪失のおそれ＞
燃料被覆管障壁若しくは原子炉冷却系障壁が喪失するおそれがあること、又は、燃料被覆管障壁若しくは原子炉冷却系障壁が喪失すること。

ＳＥ４２
ＧＥ４２
＜２つの障壁の喪失または喪失のおそれ＞＜２つの障壁の喪失及び１つの障壁の喪失または喪失
燃料被覆管の障壁が喪失した場合において原子炉冷 のおそれ＞
燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失
却系の障壁が喪失するおそれがあること、燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれが した場合において、原子炉格納容器の障壁が喪失するあること、又は燃料被覆管の障壁若しくは原子炉冷却 おそれがあること。
系の障壁が喪失するおそれがある場合において原子炉格納容器の障壁が喪失すること。
以下のケースが考えられる。
以下の４つのケースが考えられる。
以下の４つのケースが考えられる。
燃料被覆管障壁が喪失＋原子炉冷却系障壁が喪失
１）燃料被覆管障壁が喪失＋原子炉冷却系障壁が喪
１）燃料被覆管障壁が喪失するおそれ＋原子炉格納容器障壁が喪失するおそれ失するおそれ
２）原子炉冷却系障壁が喪失するおそれ
なお、本事象については、原子力事業者が“NEI 99２）燃料被覆管障壁が喪失するおそれ＋原子炉冷却系
３）燃料被覆管障壁の喪失
01Methodology
for Development of Emergency Action
障壁が喪失するおそれ
４）原子炉冷却系障壁の喪失
Levels”を参考として原子力事業者防災業務計画に詳
なお、本事象については、原子力事業者が“NEI 99- ３）燃料被覆管障壁が喪失するおそれ＋格納容器障壁細を定めるものとする。
が喪失
01 Methodology for Development of Emergency Action
Levels”を参考として原子力事業者防災業務計画に詳 ４）原子炉冷却系障壁が喪失するおそれ＋格納容器障壁が喪失細を定めるものとする。
なお、本事象については、原子力事業者が“NEI 9901Methodology for Development of Emergency Action
Levels”を参考として原子力事業者防災業務計画に詳細を定めるものとする。
炉心の出口温度などのパラメータを踏まえた EAL 判断基準となっていることから追加する必要は無い。
また、フィルタベント装置の使用は、管理された運転操作であり、原子炉格納容器の障壁の喪失には該当しないとし、フィルタベント装置の使用を EAL 判断基準に追加しない。

【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし

727

ＥＡＬ４３ 原子炉格納容器圧力逃がし装置の使用
ＡＬ
原災指針等ＳＥ４３＜原子炉格納容器圧力逃がし装置の使用＞
炉心の損傷が発生していない場合において、炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用すること。

ＥＡＬ
解説

原子炉格納容器の圧力を低下させることにより、炉心の損傷を防止することに成功することが想定されるが、原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用するという事象の重大性に鑑み、施設敷地緊急事態の判断基準とす
る。

規７
制月
委１
員５
日
会
資料

炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用した場合を EAL 判断基準としている。
加圧水型原子炉における原子炉格納容器圧力逃がし装置であるフィルタベント装置は、炉心の損傷後の原子炉格納容器の損傷を防止することを目的としており、EAL 判断基準に該当しない。
一方、原子炉格納容器の圧力が規定値に達した場合は、炉心の損傷前であってもフィルタベント装置を使用することが考えられることから、EAL 判断基準に追加する。
【高浜、川内】・“炉心の損傷を防止するために”を削除し、炉心損傷前における、特重フィルタベントの実施をＳＥとする。

防災
業
務計画変
更概要

8ＧＥ28

ＥＡＬ５１ 原子炉制御室等に関する異常ＡＬ５１＜原子炉制御室他の機能喪失のおそれ＞原
原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室からの災
指
原子炉の運転や制御に影響を及ぼす可能性が生じるこ針と。
等ＥＡ
Ｌ
解説

規７
制月
委１
員５日
会資料
防災
業
務
計画変
更概要

ＳＥ５１
＜原子炉制御室他の一部機能喪失・警報喪失＞
原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室の環境が悪化することにより原子炉の制御に支障が生じること、又は原子炉若しくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において、原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能の一部が喪失すること。

原子炉の安全な状態を確保できなくなる可能性があることから警戒事態の判断基準とする。

ＧＥ５１＜原子炉制御室他の機能喪失・警報喪失＞
原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室が使用できなくなることにより原子炉を停止する機能及び冷温停止状態を維持する機能が喪失すること、又は原子炉若しくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において、原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の全ての機能が喪失すること。
火災等により原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室が使用できなくなることによって、原子炉の安全な状態を確保できなくなることから、全面緊急事態の判断基準とする。
原子炉又は使用済燃料貯蔵槽において異常が発生した場合に、原子炉制御室からこれらを監視する機能の全てが喪失することによって、原子炉施設の安全な状態を確保できなくなることから併せて全面緊急事態の判断基準とする。

火災等により原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室の環境が悪化することによって、原子炉の安全な状態を確保できなくなる可能性が高いことから施設敷地緊急事態の判断基準とする。
原子炉又は使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合に、原子炉制御室からこれらを監視する機能の一部が喪失することによって、原子炉施設の安全な状態を確保できなくなる可能性が高いことから併せて施設敷地緊急事態の判断基準とする。
原子炉制御室及び原子炉制御室外操作盤室の環境の悪化、または原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能喪失を EAL 判断基準としている。特重施設である緊急時制御室は、特重施設に係る操作及び監視機能を有するものであることから、EAL 判断基準に追加しない。

【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし【高浜、川内】・変更なし

929

ＥＡＬ５２ 事業所内通信設備又は外部への通信設備
ＡＬ５２＜所内外通信連絡機能の一部喪失＞
原
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事災
指業所内と原子力事業所外との通信のための設備の一針部の機能が喪失すること。
等
ＥＡＬ
解説

規７制月
委１員５日
会資料
防災業務計画変更概要ＳＥ５２＜所内外通信連絡機能の全ての喪失＞
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の全ての機能が喪失すること。

ＧＥ

原子炉施設内に何らかの異常が発生していると考えられ、その異常な状態が把握できないことから、原子炉施設の安全な状態が確保されていない状況が想定されるため、施設敷地緊急事態の判断基準とする。
なお、原子力事業所内の通信設備の機能喪失については外部への連絡が可能である場合が考えられるが、外部との通信設備が全て機能喪失した場合には外部との通信ができない。この場合、車等の交通手段を用いて関係者への連絡を行うことが考えられる。
所内外へ連絡可能な通信設備数を EAL 判断基準としている。特重施設の通信設備は所内外へ連絡可能であることから、所内外へ連絡可能な通信設備の一つとして整理することとし、EAL 判断基準に追加する。
ただし、特重施設の要員と通信設備が限られていることを鑑み、事業者が具体的な EAL 判断基準を策定する際に、必要な通信機能が確保され適切な連絡が行えることを個別に確認する。
なお、多様性拡張設備の通信設備は既に EAL 判断基準に含まれている。

原子炉施設内に何らかの異常が発生していると考えられる。
一部の機能が喪失することにより、直ちに通信が不可能となるわけではないが、全ての機能が喪失する前に関係者への連絡を行うことが必要であることから、警戒事態の判断基準とする。

【高浜、川内】・変更なし（現行が回線単位で記載されている）
・特重施設の要員と通信設備が限られていることを鑑
み、必要な通信機能が確保され適切な連絡が行えること説明する。

【高浜、川内】（同左）

1030