次期軽水炉の技術要件と実現のための取り組み「次期軽水炉の技術要件検討」
ワーキンググループ（フェーズ 2）報告書

2024 年 3 月
一般社団法人 日本原子力学会
原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件検討」
ワーキンググループ（フェーズ 2）

報告書の発行にあたって
一般社団法人日本原子力学会は、2017 年 3 月に「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会の報告書を、また、同原子力発電部会は、2020 年 6 月に「次期軽水炉の技術要件について」（次期軽水炉技術要件検討ワーキンググループ）（以下、フェーズ 1 という）の報告書を発行いたしました。
前者は、（1）軽水炉が備えるべき社会的受容性、（2）軽水炉が備えるべき技術的特性、（3）上記の社会的受容性・技術的特性を達成するために必要となる魅力的な研究テーマ
について取りまとめたものです。後者は、福島第一原子力発電所事故（1F 事故）の教訓などを踏まえて制定された現行の新規制基準は既設炉を対象としたものであり、新設炉であればより安全かつ合理的な設計対応が可能になると考え、次期軽水炉の技術要件について取りまとめました。これらの取り組みにより、次期軽水炉の設計概念の実現ならびに早期の建設に向けて、具体的な議論を深める準備が整ったと考える次第です。
そこで、フェーズ 1 の議論を発展的に継続するため、2022 年 2 月に「次期軽水炉の技術要件検討」ワーキンググループ（フェーズ 2）（以下、フェーズ 2 という）を設置いたしました。フェーズ 2 では、次期軽水炉を実現するための重要なコンセプトを具体化するとともに制度や規制の考え方を提言すること、次期軽水炉が社会に信頼されるコン
セプトを有し、脱炭素社会を実現させる現実的な選択肢であることを社会に発信することを目的としました。日本政府はエネルギー政策として、2050 年に脱炭素社会実現とエ
ネルギー安定供給の両立を目標としています*1。目標達成のためには、原子力エネルギ
ーは再生可能エネルギーとともにその牽引役たることは衆目の一致するところです。既設の軽水炉を最大限活用することに加え、次期軽水炉の開発を行い、複数の軽水炉を建設・運転することが不可欠です。
本ワーキンググループの活動と成果が、次期軽水炉の早期の建設・運転につながること、また、次期軽水炉が日本のエネルギー政策実現に貢献することを期待いたします。
最後に、本ワーキンググループに自発的に参加し、次期軽水炉のありようについて考察を深めていただいた委員、オブザーバー各位、ならびにワーキンググループ活動を支えていただいた日本原子力学会事務局に感謝申し上げます。
2024 年 3 月
日本原子力学会

原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件検討」ワーキンググループ（フェーズ 2）
主査

山口

彰

*1：GX 実現に向けた基本方針 ～今後 10 年を見据えたロードマップ～、資源エネルギー庁、
令和 5 年 2 月（https://www.enecho.meti.go.jp/category/others/gx/data/01.pdf）i目次
表目次 ...............................................................................................................................................vi
図目次 ............................................................................................................................................. vii
略語集 ............................................................................................................................................ viii
委員名簿 ...........................................................................................................................................xi
1.

はじめに ........................................................................................................................ 1

2.

検討の前提条件 ............................................................................................................. 2

3.

2.1.

検討の流れ ............................................................................................................. 2

2.2.

検討対象のプラント ............................................................................................... 3

社会的要請に基づく次期軽水炉の重要コンセプト ........................................................ 4
3.1.

本 WG で優先的に議論する論点の抽出要領........................................................... 4

3.2 次期軽水炉の重要コンセプトの検討 .......................................................................... 84.

次期軽水炉の設計思想と技術要件 ............................................................................... 114.1.

深層防護の実装の考え方 ...................................................................................... 11

4.1.1 次期軽水炉に適用する深層防護の考え方 ......................................................... 11
4.1.2 SA 対策の考え方 .............................................................................................. 13
4.1.3 バランスの良い深層防護の実装の考え方 ......................................................... 14
4.1.4 深層防護の実装の考え方のまとめ ................................................................... 15
4.2 内的事象への対応 ................................................................................................... 17
4.2.1 内的事象への対応におけるレベル間の独立性の考え方 ................................... 17
4.2.2 内的事象への対応におけるレベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方 18
4.2.3 内的事象への対応のまとめ .............................................................................. 19
4.3 外的事象への対応 ................................................................................................... 20
4.3.1 ハザードに対する設計基準の考え方 ................................................................ 20
4.3.2 外的事象における共通要因故障への対応の考え方 .......................................... 20
4.3.3 設計における保守性の考え方 .......................................................................... 22
4.3.4 外的事象への対応の考え方 .............................................................................. 23
4.3.5 外的事象への対応のまとめ .............................................................................. 27
4.4

APC その他テロ対策 .............................................................................................. 29

4.4.1 テロ対策（核セキュリティ） .......................................................................... 29
4.4.2 テロによる想定事象と防護対応としての設計要求 .......................................... 30
4.4.3 安全設計と核セキュリティの両立を考慮した設計の考え方 ............................ 30
4.4.4 APC その他テロ対策のまとめ ......................................................................... 33
4.5 設計想定を超える事象への対応 ............................................................................. 34ii

4.5.1 設計想定を超える事象について ....................................................................... 34
4.5.2 可搬型設備等の有効活用の考え方 ................................................................... 34
4.5.3 プラント外部からの支援 .................................................................................. 35
4.5.4 設計想定を超える事象への対応のまとめ ......................................................... 35
4.6 安全性向上に資する最新技術の反映 ...................................................................... 37
4.6.1 技術開発の反映に関する基本的な考え方 ......................................................... 37
4.6.2 成果反映の具体例 ............................................................................................ 37
4.6.3 安全性向上に資する最新技術の反映のまとめ ................................................. 38
4.7 設計における性能目標 ............................................................................................ 39
4.7.1 設計に必要な性能目標の種類と海外事例 ......................................................... 39
4.7.2 性能目標（設計目標）の設定 .......................................................................... 42
4.7.3 設計における性能目標のまとめ ....................................................................... 444.8

経済性向上 ........................................................................................................... 46

4.8.1 建設工期短縮 ................................................................................................... 46
4.8.2 設備利用率の向上 ............................................................................................ 51
4.8.3 長期運転 ........................................................................................................... 57
4.8.4 経済性向上のまとめ ......................................................................................... 59
4.9 次期軽水炉の設計思想のまとめ ............................................................................... 60
5.

政策的課題を含むその他の課題への対応 .................................................................... 62
5.1 再生可能エネルギーとの協調性を考慮した負荷追従性能 ...................................... 62
5.1.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 63
5.1.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 63
5.1.3 まとめ ................................................................................................................ 64
5.2 電力系統のレジリエンスを考慮した所内単独運転性能 .......................................... 65
5.2.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 65
5.2.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 65
5.2.3 まとめ ................................................................................................................ 65
5.3 プラントのライフサイクルを考慮した保守性・運用性の向上 ............................... 66
5.3.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 66
5.3.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 66
5.3.3 まとめ ................................................................................................................ 67
5.4 作業員被ばくの低減を考慮した設計 ...................................................................... 68
5.4.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 68
5.4.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 68
5.4.3 まとめ ................................................................................................................ 69
5.5 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性 ..................................................... 70iii

5.5.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 70
5.5.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 70
5.5.3 まとめ ................................................................................................................ 70
5.6 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性 .................................................... 71
5.6.1 基本的な考え方・対応方針 ................................................................................ 71
5.6.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件.................................................................. 71
5.6.3 まとめ ................................................................................................................ 71
5.7 政策的課題を含むその他の課題への対応のまとめ ................................................... 72
6.

次期軽水炉に対応する規制や制度の考え方................................................................. 73
6.1 次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方 ............................... 73
6.1.1 重要コンセプトと関連する規制や制度の整理 ................................................. 73
6.1.2 重要コンセプトに関連する規制や制度についての考察 ................................... 81
6.1.3 重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方のまとめ ................................ 85
6.2 次期軽水炉における立地の適性評価の考え方 ........................................................ 86
6.2.1 国内規制基準における立地の適性評価 ............................................................ 86
6.2.2 海外での立地評価の調査、分析 ....................................................................... 89
6.2.3 次期軽水炉における立地の適性評価に関する検討 .......................................... 90
6.2.4 既存発電所に次期軽水炉を設置する場合の立地の適性評価に対する考察 ....... 95
6.2.5 次期軽水炉における立地の適性評価の考え方のまとめ ................................... 95
6.3 次期軽水炉に対応する規制や制度の考え方のまとめ ............................................. 97

7.

まとめ .......................................................................................................................... 98

添付資料 1 既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計方針 ................................................ 添-1
添付資料 2 設置許可基準におけるハザードの要求 ....................................................... 添-6
添付資料 3 自然事象の属性 ......................................................................................... 添-11
添付資料 4 B.5.b ガイドライン（NEI 06-12Rev.2）.................................................. 添-14
添付資料 5 各性能目標の関係 ..................................................................................... 添-16
添付資料 6 立地の適性評価に関する補足資料 ............................................................ 添-18
付属書 A 次期軽水炉のコンセプト例 ............................................................................. A-1
1. 設計方針と考え方の具体例 ...................................................................................... A-2
1.1 深層防護の実装例、バランスの良い設計 ........................................................... A-2
1.2 想定を超える事象における可搬型設備の活用の例 ........................................... A-11
2. 安全性向上に資する最新技術の反映の具体例 ........................................................ A-13
2.1 軽水炉に関係する技術開発の事例 .................................................................... A-13
2.2 次期軽水炉に実装する主な技術 ........................................................................ A-19
iv

3. 性能目標（設計目標）に対する評価と考察 ........................................................... A-22
3.1 バランスの良い深層防護の実装の評価 ............................................................. A-22
3.2 既設炉に対する優位性について ........................................................................ A-25
4．経済性向上............................................................................................................. A-27
4.1 次期軽水炉の工期短縮の具体例 ........................................................................ A-27
4.2 次期軽水炉の設備利用率向上に係る具体例 ...................................................... A-30
4.3 経年劣化対策の具体例 ...................................................................................... A-32
4.4 長期運転に備えたプラント設計の例................................................................. A-34
5．政策的課題を含むその他の課題への対応 .............................................................. A-35
5.1 負荷追従性能向上の例 ...................................................................................... A-35
5.2 所内単独運転性能向上の例 ............................................................................... A-43
5.3 保守性・運用性向上の例 .................................................................................. A-46
5.4 作業員被ばくの低減を考慮した設計例 ............................................................. A-47
5.5 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性に係る設計の例 ...................... A-50
5.6 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性に係る設計の例 ...................... A-51
付属書 B WG 開催実績（WG 議事録） ......................................................................... B-1v

表目次
表 3.1-1

S+3E を目指す上での課題（基本政策分科会他） .............................................5

表 3.2-1

社会的受容性の基本的要件に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長について検討するべき優先度の評価 ..........................................................................9

表 4.1-1

深層防護の目的 ........................................................................................................12

表 4.2-1

次期軽水炉におけるレベル間の独立性の考え方.................................................18

表 4.2-2

次期軽水炉におけるレベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方 .........19

表 4.3-1

ハザードの例 ............................................................................................................20

表 4.3-2

自然現象の属性 ........................................................................................................22

表 4.3-3

効果 vs 経済性の関係のイメージ ...........................................................................24

表 4.4-1

国内外の規制からのテロの想定 ............................................................................30

表 4.4-2

安全設計と核セキュリティの両立を考慮した設計.............................................31

表 4.7-1

OECD/NEA の各国性能目標 ...................................................................................41

表 4.8-1

サイクル長及び定検期間を変更した場合の設備利用率（試算） .....................52

表 4.9-1

次期軽水炉の重要コンセプトと技術要件一覧.....................................................60

表 6.2-1

国内のこれまでの検討、海外事例を踏まえた次期軽水炉における放射線に係る立地の適性評価の整理表 ....................................................................................94

vi

図目次
図 2.1-1

本 WG における検討の流れ ......................................................................................2

図 3.1-1

現実的なオプションとしての次期軽水炉の論点抽出 ...........................................6

図 3.1-2

社会的受容性の基本要件と次期軽水炉の設計項目や設計の特長との対比 .......7

図 3.2-1

次期軽水炉の重要コンセプトの整理 ......................................................................8

図 4.3-1

建屋埋め込み効果のイメージ ................................................................................24

図 4.3-2

津波対策のイメージ図 ............................................................................................25

図 4.3-3風（台風）・竜巻対策のイメージ図 ...................................................................... 26

図 4.3-4

内部溢水対策のイメージ図 ....................................................................................26

図 4.3-5

内部火災対策のイメージ図 ....................................................................................27

図 4.4-1

セキュリティ対策・設備のフロントローディング.............................................32

図 4.6-1

安全性向上に資する技術開発の反映 .................................................................... 37

図 4.7-1

次期軽水炉における PRA の活用イメージ ........................................................... 42

図 4.8-1

原子炉建屋内の設置例 ............................................................................................48

図 4.8-2

格納容器及び原子炉建屋の建設工程イメージ.....................................................49

図 4.8-3

先入れ工法イメージ図（デッキプレート工法）.................................................50

図 4.8-4一般モジュール（現地組み

図 4.8-5

保守・点検頻度の例 ................................................................................................53

図 4.8-6

各国の設備利用率の推移 ........................................................................................55

弁・配管類、配線設備等の例） .........................50

vii

略語集
10CFR

: Title 10 of the Code of Federal Regulations

1F: Fukushima Daiichi Nuclear Power Station（福島第一原子力発電所）

AESJ: Atomic Energy Society of JapanAFC: Automatic Frequency Control

ALARA: As Low As Reasonably AchievableAM: Additive Manufacturing

AOT: Allowed Outage Time

APC

: Air Plane Clash

APWR: Advanced Pressurized Water Reactor

ATF: Accident Tolerant Fuel

BSL

: Basic Safety Level

BSO: Basic Safety Objective

CAD: Computer Aided Design

CCFP: Conditional Containment Failure Probability

CCUS: Carbon dioxide Capture, Utilization and Storage

CDF: Core Damage Frequency

CFD: Computational Fluid Dynamics

CFF: Containment Failure Frequency

COL: Combined Operation License

CRDM: Control Rod Drive Mechanism

CSNI: Committee on the Safety of Nuclear Installations

CV: Containment Vessel

CVCS: Chemical and Volume Control System

DBA: Design Basis Accident

DC: Design Certification

DEC: Design Extended Condition

DG: Diesel Generator

DNB: Departure from Nucleate Boiling

DNBR: Departure from Nucleate Boiling Ratio

EAL: Emergency Action Level

ECCS: Emergency Core Cooling System

ECFF: Early Containment Failure Frequency

ECT: Eddy-Current Test

EDC

: Economic load Dispatching Control

viii

EUR

: European Utility Requirements for LWR nuclear power plants

FEM: Finite Element Method

FID: Fixed In-core Detector

FLEX: Diverse and Flexible Coping Strategies

GF: Governor Free

GX

: Green Transformation

HFT: Hot Functional Test

HHCV

: Hybrid High-tensile steel Containment Vessel

IAEA: International Atomic Energy Agency

ICRP: International Commission on Radiological Protection

ICT: Information and Communication Technology

INSAG: International Nuclear Safety Advisory Group

IRIDM: Integrated Risk-Informed Decision Making

IRWSP: Inner Refuel Water Storage Pit

IVR: In Vessel Retention

L3P: Low Leakage Loading Pattern

LCO: Limiting Condition for Operation

LCOE: Levelized Cost of Electricity

LERF: Large Early Release Frequency

LFC: Load Frequency Control

LOCA: Loss Of Coolant Accident

LRF: Large Release Frequency

LWR: Light Water Reactor

MCCI: Molten Core Concrete Interaction

MD: Movable Detector

M-MDATM: Modified Mitsubishi Developed Alloy

MOX: Mixed Oxide（ウラン・プルトニウム混合酸化物）

NEI: Nuclear Energy Institute（米国）NIS: Nuclear Instrumentation System

NISA: Nuclear and Industrial Safety Agency（日本 旧組織）

NRA

: Nuclear Regulation Authority （日本）

NRC

: Nuclear Regulatory Commission（米国）OECD/NEA: Organisation for Economic Co-operation Development/ Nuclear
Energy Agency

OIL: Operational Intervention Level

OLM: On-Line Maintenance
ix

ONR

: Office for Nuclear Regulation（英国）PAR: Passive Autocatalytic Recombiner

PAZ: Precautionary Action Zone

PP

: Physical Protection

PRA: Probabilistic Risk Assessment（Probabilistic Risk Analysis）

PWR: Pressurized Water Reactor

PWSCC: Primary Water Stress Corrosion Cracking

QOL: Quality of LifeRB

: Reactor BuildingRC: Reinforced Concrete

RCIC: Reactor Core Isolation Cooling system

RCP: Reactor Coolant Pump

RCS

: Reactor Cooling System

RMTS: Risk-Managed Technical Specifications

RRC: Regional Response Center

RV: Reactor Vessel

RWSP: Refuel Water Spent Pit

S+3E: Safety, Energy Security, Economic Efficiency, EnvironmentSA: Severe Accident

SAM: Severe Accident Management

SBO: Station Black Out

SC: Steel plate reinforced Concrete

SCC: Stress Corrosion Cracking

SCV: Steel Containment Vessel

SFP: Spent Fuel Pit, Spent Fuel Pool

SG

: Steam Generator

SSC: System, Structure, Component

SSR: Specific Safety Requirements

T/D: Turbine Driven

T-Spec.

: Technical Specifications

UPZ: Urgent Protective Action Planning Zone

WENRA

: Western Europe Nuclear Regulators Association

WG: Working Group

ZDP: Zero Defect Performance

x

委員名簿
原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件検討」WG（フェーズ 2）委員名簿
役

氏名（敬称略）所属

備考
2022 年 3 月まで東京大学

主査

山口

彰

原子力安全研究協会

幹事

山本

章夫

名古屋大学

幹事

菅原 淳

2022 年 2 月～2023 年 6 月

関西電力

2023 年 7 月～

井上

英克

幹事

有田

誠二

三菱重工業

委員

伊阪

啓

関西電力

委員

糸井

達哉

東京大学

委員

宇井

淳

電力中央研究所委員

浦田茂

関西原子力懇談会

委員

黒崎

健

京都大学

委員

越塚

誠一

東京大学

委員

斉藤

拓巳

東京大学

委員

佐治

悦郎

MHI NS エンジニアリング

杉山

智之

柴本

泰照

委員

菅原

慎悦

関西大学

委員

鈴木

創司

東京電力ホールディングス

委員

竹田

敏

大阪大学

委員

成川

隆文

東京大学

委員

東

正剛

委員

藤木

保伸

ウェスチングハウス・エレ
クトリック・ジャパン
東芝エネルギーシステムズ

委員

芳原

新也

近畿大学

委員

松浦

正義

日立GE ニュークリア・エナジー

委員

三牧

英仁

三菱重工業

委員

三好

勝正

日本原子力発電

委員

村上

健太

東京大学

委員

山路

哲史

早稲田大学

委員

2023 年 3 月まで原子力エン
ジニアリング

日本原子力研究開発機構

2022 年 2 月～2022 年 5 月
2022 年 6 月～

2022 年 3 月まで日本原子力
研究開発機構以上、委員 25 名（敬称略、順不同）
WG 活動期間 2022 年 2 月~2024 年 3 月

xi

1. はじめに
現在、日本が抱えるエネルギー問題として、将来的な気候変動への対応に加え、自然災害を起因とした大規模停電の経験を踏まえた電力の安定供給の重要性、東日本大震災以降高止まっている電気料金、エネルギー自給率の低さなど、多くの課題が残されている。これらの課題を克服するためには、カーボンフリー電源として確立した技術であり、かつ大規模な電力を安定的に供給できる原子力発電は重要な役割を担うものと考えられる。
政府方針でもある 2050 年脱炭素社会を実現することを念頭に作成された第 6 次エネルギ
ー基本計画や GX（グリーントランスフォーメーション）実現に向けた基本方針においても、
原子力については国民からの信頼確保に努め、安全性の確保を大前提に必要な規模を持続的に活用していくとの方針が示されている。
このように将来のエネルギー政策における原子力発電の必要性は認知されていると考えられるが、原子力発電所建設には準備期間も含めて十数年にわたる期間を要する。そのため、原子力を活用して 2050 年までの脱炭素社会を実現するには、速やかに原子力発電所建設を計画する必要があり、新増設・リプレースに向けた議論を早期に開始することが重要である。
原子力学会では、2015 年に「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会（以下、調査専門委員会という）を設置し、第 3 世代炉プラスの次に導入が想定される軽水炉を対象に、軽水炉が備えるべき社会的受容性の基本要件をまとめ、それらに対して軽水炉が備えるべき技術的特性について議論した*1。さらに、2018 年に｢次期軽水炉の技術要件検討｣ワーキンググループ（以下、WG フェーズ 1 という）を設置し、2030 年代の運転開始を目指
すより至近の新設軽水炉（以下、次期軽水炉という）を対象に議論を重ねてきた。WG フェーズ 1 では、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故（以下、「1F 事故」という。）の教訓を踏まえ、既設炉に対する安全水準を大幅に高めた規制基準の考え方をベースにしつつ、設計段階から安全対策を講じることができる新設炉としての特長を活かし、深層防護の実装の考え方に沿った設計方針を検討し、より高い安全性を合理的に達成するための技術要件をまとめた*2。次期軽水炉の特長は、安全性のみならず、安定的で安価なエネルギーの供給確保というエネルギー問題への対応の観点からも既設炉よりも優れた性能を達成可能である
ことと考えられる。
そこで、WG フェーズ 1 の議論を発展的に継続し、次期軽水炉が社会に信頼されるコンセプトを有し、脱炭素社会を実現させる現実的な選択肢であることを示すとともに、それを社会に発信することを目的として、2022 年 2 月に｢次期軽水炉の技術要件検討｣ワーキンググ
ループフェーズ 2（以下、「本 WG」という。）を設置し、次期軽水炉の重要コンセプトを具体化するとともに、それを実現するために考慮すべき規制や制度の考え方について検討を実施した。
*1：日本原子力学会 「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会 報告書（平成 29
年 3 月）*2：日本原子力学会 原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件について」ワーキンググループ 報
告書（2020 年 6 月）

11

2. 検討の前提条件
2.1.

検討の流れ
本 WG における検討の流れを図 2.1-1 に示す。
次期軽水炉が将来のカーボンフリー電源の現実的な選択肢として国民の理解が得られ、重要なオプションであることを示すことを目標に以下の流れで検討する。

（1）論点の抽出
原子力政策の議論で重要視されている課題等を社会的受容性の基本要件とし、次期軽水炉の設計項目あるいは設計の特長を対比させて論点抽出のための全体枠を整理し、それを基に本 WG で優先的に検討すべき論点を抽出する。
（2）次期軽水炉の重要コンセプトの検討抽出された論点に対して、次期軽水炉の実現可能な設計方針を確認し、既設炉及び国内外最新炉との比較も踏まえて重点的に議論する論点を抽出する。具体的には、規制適合性や開発進捗度、適用技術の実績等の技術的な観点から実現性が高く、国民から信頼され得ることに係る項目であって、かつ次期軽水炉に特化される項目を重点的に議論する論点とする。そして、それらを基に次期軽水炉の重要コンセプトとして整理する。
（3）次期軽水炉の設計思想の検討
重要コンセプトを実現するための設計思想について検討し、技術要件の形に整理する。
（4）重要コンセプト実現のために考慮すべき規制や制度の検討
次期軽水炉の重要コンセプト実現のために考慮すべき規制や制度について、現行の規制や制度の背景・根拠を調査し海外事例等との比較も含め技術的観点より検討し、
次期軽水炉のポテンシャルを最大限発揮できる規制や制度の考え方を検討・整理する。

図 2.1-1 本 WG における検討の流れ
2

2

2.2.

検討対象のプラント
本 WG で検討対象とするプラントは、WG フェーズ１から継続して検討することから、
WG フェーズ１と同様に 2030 年代の運転開始を想定した国内次期軽水炉とする。1 章で述べた通り、現在の社会状況を踏まえると次期軽水炉の設置には計画から運転開始まで十数年の歳月が必要になると考えられ、2030 年代の次期軽水炉の運転開始を想定すると、現時点で設置許可に向けた準備に取り掛かる必要がある国内軽水炉を対象とする。また、炉型についても、WG フェーズ１で対象とした加圧水型軽水炉（PWR）とする。

33

3. 社会的要請に基づく次期軽水炉の重要コンセプト
3.1.

本 WG で優先的に議論する論点の抽出要領
社会的要請に基づく次期軽水炉の要件を具体化するために、本 WG で優先的に議論する論点を抽出するにあたっては、社会から求められる要件の全体枠を整理して優先度評価を行ったうえで抽出するものとする。これに関して本 WG が参照する「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望（平成 29 年 3 月）」調査専門委員会において軽水炉が備えるべき社会的受容性として安全性、環境適合性、経済性、等が整理されており、本 WG での論点抽出においては、これら安全性、環境適合性、経済性など社会的受容性の基本要件に対し、最新の原子力政策の議論も参考に、2030 年代に運転開始を目指すプラントに求められるエネ
ルギー問題解決への貢献について、次期軽水炉が既設炉に対して優位性を有する項目を論点として抽出する。
ここで、エネルギー政策に係る議論は基本政策分科会や原子力小委員会などでなされており、昨今の社会情勢の変化や将来的なエネルギー政策の在り方を見直し、改めて S+3E*1のあり方が整理されている。表 3.1-1 に S+3E を目指す上で重要視されている課題を整理した。
なお、原子力政策の議論においては、高レベル放射性廃棄物処分についても、炉型に関わらず、原子力全体の重要な課題とされているが、本 WG では次期軽水炉に特有の検討を行うため、議論のスコープ外とする。
*1：安全性（Safety）、エネルギーの安定供給（Energy Security）、経済性の向上（Economic
Efficiency）、環境適合性（Environment）

44

表 3.1-1 S+3E を目指す上での課題（基本政策分科会
S+3E

他）

課題
安全性はエネルギー政策の大前提。特に原子力は、新規制基準への対応や自主的な安全性向上の取組により、地震・津波等への対応能力は大幅に向上しているが、国民の信頼回復には更なる努力が必要。

安全性

電気保安人材の減少・高齢化などエネルギー関連設備の安全を支える人材基盤に揺らぎ。
再エネの導入拡大とともに、小規模発電設備における事故が増加。
不安定化する世界情勢を踏まえ、地政学的・地経学的リスクに対応するためエ
ネルギー自給率の向上や資源の安定的かつ低廉な調達は不可欠。
新型コロナウイルス感染症やロシアのウクライナ侵攻の教訓も踏まえ、資源・エネルギー

エネルギーの選択に当たっては、サプライチェーン構築・技術自給率の考慮が

の安定供給

必要。
自然災害やサイバー攻撃への耐性を高めるとともに、ダメージからの早期復
旧、ダメージを受けた供給設備を代替する設備の確保が可能となるエネルギー供給構造の構築が必要。
徹底した省エネ等を進め、電気料金、燃料費などのエネルギーコストは可能な

経済効率性
の向上

限り低減。再エネの最大限導入と国民負担抑制も引き続き重要。
今後、安定供給の確保・脱炭素化を進めるうえで一定程度のコスト増は不可避。そのため、新たに導入される技術・システムのコストを可能な限り抑制することが必要。
パリ協定を踏まえ、脱炭素社会の実現に向け、温室効果ガスの削減は引き続き最大努力。エネルギー需要と供給両面から更なる対応も要検討。

環境適合性
エネルギー関連設備の導入・廃棄に際して、周辺環境への影響も可能な限りの低減が必要。

55

論点抽出の要領としては、原子力政策の議論で重要視されている課題および調査専門委
員会での議論等を社会的受容性の基本要件とし、次期軽水炉の設計項目あるいは設計の特長を対比させて全体枠を整理する。それを基に、以下の視点に基づき本 WG で検討を深める優先度を評価し、論点として抽出する。
① 安全かつカーボンフリー電源として社会的受容性の基本要件に応える現実的なオプションとして国民の信頼を得られること② 既設炉より優れており、国内外の最新炉と同等以上の設計にできる項目として次期軽水炉に特化した検討であること
以上の論点抽出のフローを図 3.1-1「現実的なオプションとしての次期軽水炉の論点抽出」に示す。また、論点抽出のための全体枠の整理結果を図 3.1-2「社会的受容性の基本要件と次期軽水炉の設計項目や設計の特長との対比」に示す。

図 3.1-1 現実的なオプションとしての次期軽水炉の論点抽出

66社会的受容性の基本要件(注 1)

次期軽水炉の設計項目・設計の特長(注 2)

該当

性能目標 ［炉心損傷や格納容器破損等に関する 1(1)1(2)
適切な性能目標の設定]
1(3)内的事象への対応［多重性・多様性・独立性の強 1(1)
1(2)
化］
1(3)
外的事象への対応 ［敷地計画、設備及び設備を 1(1)1(2)
内包する建屋の耐性強化、区画分離の徹底などの 1(3)抜本対策を設計段階から考慮]
深層防護の実装 [各防護レベルは適切な厚みを 1(1)1(2)
持ってバランス良く性能目標に適合]
1(3)
不確かさへの備え [事故シナリオや物理現象の 1(1)1(2)
不確かさへの配慮]
1(3)(1)国民の信頼回復への更なる努力

１ 安 全 性

(2)個人の QOL（生活の質）を低下させない水準にリスクを抑制(3)広範囲の土地汚染の可能性の実質的排除(4)核セキュリティとセイフティの両立（テロ対策）(5)作業員の被ばく低減

1(1)
1(2)
1(3)
航空機衝突（APC）その他テロ対策 [設備及び設 1(1)1(4)
備を内包する建屋の耐性強化、区画分離の徹底、対応設備の独立性確保などの抜本対策を設計段階から考慮]
セキュリティバイデザイン（物理的・サイバーセ 1(4)2(4)
キュリティ対策）
MOX（ウラン・プルトニウム混合酸化物）燃料の 2(1)
適用性
1(5)
作業員被ばくの低減を考慮した設計
燃料の調達安定性（燃料投入量に対するエネルギ 2(2)ー出力が大きく、数年にわたって国内保有燃料だけで生産を維持）
準国産エネルギー（国内にサプライチェーンを持 2(2)2(3)
ち、国内企業に技術が集積）
所内単独運転 （電力系統擾乱時の運転継続、即 2(4)(1)核燃料サイクルの確立に向けた取組(Pu 消費の加速、Pu バランスの確保)

安全性向上に資する新技術の反映(2)資源の安定的かつ低廉な調達
２ 安 定 供 給(3)サプライチェーン構築・技術自給率も考慮(4)安定供給レジリエンス（自然災害やサイバー攻撃からの耐性、ダメージからの早期復旧、代替設備の確保などのエネルギー供給構造）

３ 経 済 効 率 性(1)電気料金、燃料費などのエネルギー
コストを可能な限り低減(2)原子力のポテンシャルを最大限発揮(設備利用率の向上、長期運転の取組)(3)新たに導入される技術・システムのコストを可能な限り抑制

４ 環 境 適 合 性(1)プラントのライフサイクルを考慮した設計(2)通常運転時の環境負荷の低減

設備利用率
長サイクル、定検短縮、計画外停止(信頼性)
長期運転（稼働年数）(3)再エネ、水素・アンモニア、CCUS（二酸化炭素の回収・有効利用・貯留）+
化石火力と組み合わせて 2050 年の脱炭素社会の実現

出力・熱効率
保守性・運用性
将来の改造やバックフィットへの柔軟性
放射性廃棄物発生量の最小化
廃炉時の優位性を考慮した設計

時復旧能力）
発電コスト（建設コスト含む）

2(2)
3(1)
3(3)
4(1)
4(2)
3(1)
3(2)
3(1)
3(2)
3(1)
4(1)
4(2)

カーボンフリー電源（再エネ、CCUS 火力などの 3(3)4(3)
他電源と協調できる運転性能）
日負荷追従運転、周波数制御運転(注 1)下線部の項目は原子力政策の議論から導出された重要課題。無印は調査専門委員
会からの引用。

(注 2)下線部の項目は WG フェーズ 1 でとりまとめた
技術要件、及び実機設計に展開する上での重要事項を示す。無印は次期軽水炉の現計画における設計の特長を示す。

図 3.1-2 社会的受容性の基本要件と次期軽水炉の設計項目や設計の特長との対比
7

7

3.2 次期軽水炉の重要コンセプトの検討
3.1 にて検討した論点抽出の要領に基づき、社会的受容性の基本要件（図 3.1-2 左欄）に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長の各項目（図 3.1-2 右欄）について、①「国民から信頼され実現性が高い」項目か？②「次期軽水炉に特化した」項目か？の観点で評価した。各項目に対する評価結果を表 3.2-1「社会的受容性の基本的要件に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長について検討するべき優先度の評価」に示す。
結果、①②共に該当するものを重点的に議論する論点*とし、それらに基づき次期軽水炉の重要コンセプトを以下に整理した。
（*：“次期軽水炉の設計項目・設計の特長”より選定して記載）【重点的に議論する論点】
a. 安全目標・性能目標【次期軽水炉の重要コンセプト】（1）深層防護の実装の考え方
(*2)

(*1)

b. 内的事象への対応(*1)

c. 外的事象への対応（2）内的事象への対応（3）外的事象への対応(*1)

d. 深層防護の実装の考え方(*1)（4）APC その他テロ対策(*1)

e. 不確かさへの備えに関する(*3)（5）設計想定を超える事象への対応

対応f.

（6）安全性に資する最新の技術開発

安全性に資する最新の技術

の反映

開発の反映
g. APC その他テロ対策
h. 建設工期短縮（7）設計における性能目標(*4)（8）経済性向上

(*4)

i.

設備利用率

j.

長期運転（稼働年数）(*4)*1：安全性の検討は、深層防護の考え方を基本とすることが重要であり、最初に「深層防護の実装の考え方」を整理・検討した上、各対策へ展開する。
社会的受容性の基本要件に応える”現実*2：安全性向上対策に基づく次期軽水炉の目標として「設計における性能目標」を取り上げる。
解”として次期軽水炉に求められる設計*3：事象の発生頻度や事故シナリオ等の不確かさへの備えとして設計想定を超える事象への項目・設計の特長と対応付け対応を検討する。
*4：各項目を「経済性向上」にまとめて重要コンセプトとする。

図 3.2-1 次期軽水炉の重要コンセプトの整理
8

8

9

社会的受容性の基本的要件に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長について検討するべき優先度の評価
次期軽水炉の設計項目・設計の特長

9（注 1）下線は原子力政策の議論から導出された重要課題。
（注 2）テロ対策に関してはセキュリティに関連する機微情報を含まないものとする。

社会的受容性の基本要件（注 1）

優先度の評価①「国民から信頼され得ること」に係る項目か？｛S+3E、技術的な観点 議論のS+3Eからの実現性の高さ（実証性と時間軸）｝
優先度②「次期軽水炉に特化した」項目か？
①国民の信頼を得て、新増設・リプレースを実現するためには 1F 事故の・国民の信頼回復への更な ・安全目標・性能目標
る努力
教訓を踏まえた更なる安全性向上は最重要課題であると評価する。
・内的事象への対応◎
・個人の QOL を低下させな ・外的事象への対応②WG フェーズ１で議論したあるべき姿を踏まえ、次期軽水炉では高いい水準にリスクを抑制
性能目標を設定し、外的事象への対応も含め深層防護の考え方を設計
・深層防護の実装①Yes
・広範囲の土地汚染の可能 ・不確かさへの備え段階から取り込むとされており、既設炉に比べてより安全性の高いコ②Yes
性の実質的排除
ンセプトを有しているため、次期軽水炉に特化した議論であると評価
・安全性向上に資する最新の技術開発の反映する。
・核セキュリティとセイフ ・APC その他テロ対策①昨今発生した核物質防護管理に関する事象などを踏まえ、原子力信頼
安全性◎
ティの両立（テロ対策） ・セキュリティバイデザイ
回復のために必要な議論と評価する。
（注 2）
ン（物理的・サイバーセ ②次期軽水炉では設計段階からセイフティとセキュリティの両立を考慮①Yes
キュリティ対策）
することが有効とされており、既設炉に比べて優位性があると考えら②Yesれるため、次期軽水炉に特化した議論であると評価する。
・作業員の被ばく線量の低 ・作業員被ばく低減を考慮 ①プラントのライフサイクルを考慮した統合設計としての保守性・運用〇した設計性については経済効率性の観点で重要課題と評価する。
減②既設炉でも治工具や作業管理などの具体策で作業員被ばく低減を進め①Yesており、原子力共通の課題であると評価する。
②No
・核燃料サイクルの確立に ・MOX 燃料の適用性（余 ①核燃料サイクルの確立に向けた取組を政策課題として提起しており、〇向けた取組（Pu 消費の加 剰 Pu の消費性能）
直面する課題に対して現実的な”解”が求められていると評価する
速、Pu バランスの確保）②既設炉にて MOX 炉心を適用した実績もあり、原子力共通の課題であ①Yesると評価する。
②No
・資源の安定的かつ低廉な ・燃料の調達安定性①地政学的、地経学的リスクへの対応が政策課題として提起されてお〇調達
・準国産エネルギー
り、エネルギーに関して直面する課題に対して現実的な”解”が求め・サプライチェーン構築・られていると評価する。
①Yes
技術自給率も考慮②燃料の調達安定性や準国産エネルギーであるという特性は既設炉も含安定供給②No
めて共通である。したがって、原子力共通の課題であると評価する。
・安定供給レジリエンス
・所内単独運転①最近のエネルギー政策の議論において安定供給を最重要課題として位（自然災害やサイバー攻
置付けており、エネルギーに関して直面する課題に対して現実的な”〇撃からの耐性、ダメージ解”が求められていると評価する。
からの早期復旧、代替設②災害時の電力系統のレジリエンスという観点では、電力系統全体に係①Yes備の確保などのエネルギ
る検討が必要であり、所内単独運転などの系統擾乱時の運転継続、即②Noー供給構造）
時復旧能力は既設炉も含めて共通である。したがって、電力系統全体の課題であると評価する。

表 3.2-1(1/2)

10

社会的受容性の基本的要件に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長について検討するべき優先度の評価
次期軽水炉の設計項目・設計の特長（注 1）下線は原子力政策の議論から導出された重要課題。

社会的受容性の基本要件
（注 1）

10

優先度の評価①「国民から信頼され得ること」に係る項目か？｛S+3E、技術
議論の優
S+3E
的な観点からの実現性の高さ（実証性と時間軸）｝
先度②「次期軽水炉に特化した」項目か？
・電気料金、燃料費などの ・発電コスト（建設コスト含む） ①最近の原子力政策の議論において原子力のポテンシャルを最大
エネルギーコストを可能 ・建設工期短縮
限発揮させる方策として設備利用率、長期運転（稼働年数）へ
な限り低減
・設備利用率の取組推進の方針が示されており、エネルギーに関して直面す◎・原子力のポテンシャルを ・長サイクル
る課題に対して現実的な”解”が求められていると評価する。
最大限発揮（設備利用率 ・定検短縮②次期軽水炉では、既設炉での運転実績を反映した建設工期短①Yesの向上、長期運転の取 ・計画外停止（信頼性）
縮、稼働率／稼働年数向上を目的とした技術を適用することが②Yes組）
・長期運転（稼働年数）有効とされており、設計段階からそれら技術を織り込むことは経済効
・出力・熱効率次期軽水炉に特化した議論であると評価する。
率性
・新たに導入される技術・ ・カーボンフリー電源（再エネ、 ①原子力発電（軽水炉）は確立したカーボンフリー電源であり、システムのコストを可能 CCUS 火力などの他電源と協
脱炭素社会実現に向けて有効な手段であることは自明であるも〇な限り抑制
調できる運転性能）のの、協調すべき他電源の技術開発、インフラ整備なども含め
・日負荷追従運転
様々なシナリオが検討されている。したがって、他電源との協①No
・周波数制御運転調は、それらシナリオに沿った原子力発電の役割や有効性を具②－体化すると言う時間軸の観点では将来的課題と評価する。
・プラントのライフサイク ・保守性・運用性①プラントのライフサイクルを考慮した設計としての保守性・運〇ルを考慮した設計
・将来の改造やバックフィットへ
用性については実現性を求められる重要課題と評価する。
・通常運転時の環境負荷の の柔軟性
②既設炉の廃炉においても環境影響を軽減し、安全に作業を進め①Yes
低減
・放射性廃棄物発生量の最少化
る工法も含め具体策が検討されていること等、原子力共通の課②No
・廃炉時の優位性を考慮した設計
題であると評価する。
環境適・再エネ、水素・アンモニ ・カーボンフリー電源（再エネ、 ①最近のエネルギー政策の議論においても 2050 年脱炭素社会の実
合性
ア、CCUS+化石火力とCCUS 火力などの他電源と協
現は将来課題としては重要との認識であるものの、脱炭素社会〇
組み合わせて 2050 年の調できる運転性能）実現に必要な技術開発、インフラ整備なども含め様々なシナリ
脱炭素社会の実現
・日負荷追従運転オが検討されている。したがって、他電源との協調は、それら①No・周波数制御運転シナリオに沿った原子力発電の役割や有効性を具体化すると言②－
う時間軸の観点では将来的課題と評価する。

表 3.2-1(2/2)

4. 次期軽水炉の設計思想と技術要件
本章では、3 章にて整理した次期軽水炉の重要コンセプトを実現するための設計思想について検討し、技術要件の形にまとめる。
【次期軽水炉の重要コンセプト】（図 3.2-1 参照）（1） 深層防護の実装の考え方（2） 内的事象への対応（3） 外的事象への対応（4） APC その他テロ対策（5） 設計想定を超える事象への対応（6） 安全性向上に資する最新技術の反映（7） 設計における性能目標（8） 経済性向上（建設工期短縮、設備利用率、長期運転）
4.1.

深層防護の実装の考え方

4.1.1 次期軽水炉に適用する深層防護の考え方
深層防護レベルの定義は、IAEA TECDOC-1791*1 のアプローチ 2 を採用し、深層防護レベル 2 及び 3 を設計基準範囲（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故）、深層
防護レベル 4a 及び 4b を設計基準を超え、重大な放射性物質の放出に至らない範囲として定義する。これは、国内規制基準の深層防護の分類の考え方（「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について」（原子力規制委員会、令和 4 年 12 月 14 日改訂））とも整合している。
各深層防護レベルに対する深層防護の目的について、表 4.1-1 に示す。
なお、深層防護の実装については、一般財団法人日本原子力学会 標準委員会 技術
レポート「原子力安全の基本的考え方について 第Ⅰ編 別冊 2 深層防護の実装の考え方」［AESJ-SC-TR005(ANX2):2015］にて考え方が示されている。その考え方では深層防護とは「不確かさへの備えとして、多種の防護策を組み合わせることで、全体としてできるだけ防護の信頼性を向上させる概念」であり、深層防護の概念を実装するに当たり、以下の方針を用いることとしている。
*1：“Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Designof Nuclear Power Plants”（1） 原子力安全の目的を達成するために貢献できる複数の防護の目的（防護レベル、護るべきもの）を設定する。
（2） 防護レベルの目的を達成するため、各防護レベルを突破されないための防止策と、防護レベルを突破された時の緩和策を設定する。
（3） 異なった防護レベル間の防止策・緩和策は、「広義の独立性*2」を有するように設定する。
*2：広義の独立性とは、「深層防護レベルが突破されるのを防止する手段の有効性が”1111independent”であること」と考えられる。以下、参考文献を示す。
・日本原子力学会 標準委員会 技術レポート「原子力安全の基本的考え方について
第Ⅰ編 別冊 2 深層防護の実装の考え方」［AESJ-SC-TR005(ANX2):2015］
・日本原子力学会 「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会 報告書（平成 29 年 3 月）

この方針に基づいて設備設計を行うに当たり、基本的に、表 4.1-1 に示した深層防護レベルに従って安全系設備を設計する際には、内的事象及び外的事象の両方に対して共通要因故障を防止することが主な設計方針となる。なお、「APC その他テロへの対応」としては、内的事象及び外的事象への対応と同様、複数の深層防護レベルが同時に喪失する状況を回避する対策を図ることになるが、核セキュリティ対策も別の観点か
ら重要となる。
表 4.1-1 深層防護の目的
深層防護レベル

深層防護各レベルの目的

レベル 1

異常・故障発生防止

レベル 2

異常状態の制御、故障の検知（運転時の異常な過渡変化）（注）レベル 3

設計基準内への事故の制御（設計基準事故）（注）

レベル 4a

炉心溶融を回避するための設計基準を超える状態の制御（重大事故に至るおそれがある事故）（注）

レベル 4bSA（シビアアクシデント）の影響を緩和するための設計基準を超える状態の制御（注）（重大事故）

レベル 5

重大な放射性物質の放出による放射線影響の緩和（注）：想定する事象を括弧書きで示す。なお、各事象は、「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」において、以下のとおり定義
されている。
【深層防護レベル 2 及び 3 で設計上想定する事象（設計基準範囲）】
・運転時の異常な過渡変化（規則第二条 2.三参照）：通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって、当該状態が継続した場合には発電用原子炉の炉心又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。

1212・設計基準事故（DBA）（規則第二条 2.四参照）：発生頻度が運転時の異常な過渡変化
より低い異常な状態であって、当該状態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。
【深層防護レベル 4a 及び 4b で設計上想定する事象（設計基準を超える事象）】
・重大事故に至るおそれがある事故（規則の解釈第 37 条 1-1 参照）：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物、系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の（a）及び（b）の事故
シーケンスグループとする。
（a）必ず想定する事故シーケンスグループ（b）個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ例）事故シーケンスグループの一つである「全交流動力電源喪失」では、運転時の異常な過渡変化である「外部電源喪失」に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる非常用電源（安全系設備）の機能喪失を想定する。
・重大事故（規則の解釈第 37 条 2-1 参照）：「重大事故が発生した場合」において想定する格納容器破損モードは、以下の（a）及び（b）の格納容器破損モードとする。
（a）必ず想定する格納容器破損モード（b）個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード
例）格納容器破損モードの 1 つである「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」では、PWR の場合、原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破断、過渡事象又は全交流動力電源喪失が発生するとともに、格納容器スプレイ注入機能や ECCS（非常用炉心冷
却系統）再循環機能等の安全機能の喪失の重畳を想定する。

4.1.2 SA 対策の考え方
既設炉における SA（シビアアクシデント）対策は、深層防護レベル 4a 及び 4b への対策として、柔軟に対応できると考えられる可搬型設備を主として整備している。一方で、早い段階で機能する必要があると考えられる原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時の冷却設備、電源設備には、常設代替設備も要求することなどにより、可搬型設備を基本としながらも、恒設設備を組み合わせることで、幅広い事故シーケンスへの対応
性と信頼性の向上を図っている。
次期軽水炉では、WG フェーズ１において、1F 事故の教訓を踏まえた新規制基準に対応するべく、深層防護レベル 4a 及び 4b への対策として、深層防護の考え方に基づいて、各防護レベルの有効性を確認しつつ、防護レベル間の広義の独立性を確保するとともに、各防護策がバランス良く講じられた SA 対策とすることを基本方針とした。
1313これに従い、SA 対策の機能要求を整理した上で恒設設備（信頼性、現場操作不要）と可搬型設備（柔軟性）のそれぞれの利点を踏まえた恒設／可搬型の最適な組合せ、APC
その他テロ対策（特定重大事故等対処施設）の取り扱い、溶融炉心冷却対策について検討を実施し、以下のような技術要件が導き出された。
・次期軽水炉の SA 対策として、深層防護レベル 4a 及び 4b に対しては設計段階から系統構成や配置の工夫などを取込むことで、現場作業を不要として作業員負担を削減し、人的過誤のリスクも低減できる恒設設備を基本とした対応を主とし、かつ、「設計基準（DBA 及び設計基準ハザード）及び深層防護レベル 4a 及び 4b で設計上想定する事象」の想定を超える事象に対しても、柔軟に対応が可能な可搬型設備等を適切に組み合わせる。
・APC その他テロ対策については、
建屋頑健化、
または区画分離の徹底により、DBA/SA
設備の防護性能と信頼性を向上させ、格納容器破損防止機能に対し、合理的に APC
その他テロに対する耐性を確保し、そのうえで同一機能を持つ SA 設備（格納容器破損防止）と特定重大事故等対処施設（特重施設）を統合した設備構成とする。さらに、
DBA 設備のトレン間、DBA 設備と SA 設備間の独立性の強化により、同時に全ての炉心損傷防止機能を喪失することを回避する。
・溶融炉心冷却対策については、発生頻度は低いが不確かさの大きい現象に対しても炉心溶融時の格納容器破損を防止できるように、国内既設炉で採用されているウェットキャビティ方式以外にも、海外炉で実績のあるドライキャビティ等の方式について特徴を比較整理の上、適用性を検討し、冷却方式の選択に当たっては、プラント
特性・構造に応じて、個々の物理現象の不確かさの低減度合い、各方式のリスクを考慮しつつ、深層防護の実装の観点でバランスの良い防護性能となるような対策システムとする。
4.1.3 バランスの良い深層防護の実装の考え方
次期軽水炉では、深層防護の各レベルに対応した防護策に適切な防護性能を持たせることで、プラント全体としてバランス良く深層防護を実装することを設計方針としている。
防護性能をアベイラビリティ（使える設備があること）とリライアビリティ（機能を確実に果たすこと）で表すとすると、対策の数を増やした場合はアベイラビリティが増加し、独立性の強化や外部ハザードへの耐性を増強した場合はリライアビリティが増加することになると整理できる。
以上の観点から、防護性能について既設炉と比較して次期軽水炉の特徴を以下に示す。
防護レベル 1 ：外部ハザードに対して抜本的な対策（建屋埋め込み、敷地レベルを津
波基準高さ以上とする等）を実施するとしたことで、リライアビリテ
1414

ィが増加し、防護性能として向上している（防護レベル 1~4b に共通）。
防護レベル 2 ：DBA 設備のトレン数増加及び区画分離により多重性、独立性を強化するとしたことで、アベイラビリティ及びリライアビリティが増加し、防護性能として向上している。
防護レベル 3 ：DBA 設備のトレン数増加及び区画分離により多重性、独立性を強化するとしたことで、アベイラビリティ及びリライアビリティが増加し、防護性能として向上している。
防護レベル 4a：恒設設備による対応とするとしたことで管理・運用性が向上し、またAPC 等への耐性を付加するとしたことで、リライアビリティが増加
し、防護性能として向上している。
防護レベル 4b：レベル 4b 設備と特重施設を統合し合理化を図るとともに、恒設化、APC 等への耐性の強化を図るとすることでリライアビリティが増加
し、防護性能としては既設炉と同等以上となる。
防護レベル 5 ：基本的には既設炉と同等。
既設炉では、レベル 4b（格納容器破損防止）対策としての可搬型設備に加え APC 耐性を有する特重設備を設置することで、レベル 4b のアベイラビリティを大きく増加す
る結果となっている。
一方、次期軽水炉では、多重性、独立性、外部ハザードへの耐性等を強化して防護性能のアベイラビリティ及びリライアビリティを大幅に増加させたことにより、レベル
2~4a の防護性能が向上し、全体のバランスが良くなるとともに、レベル 4b の防護性
能はリライアビリティを大幅に増加させることで既設炉と同等以上とすることができる。
以上のとおり、プラント全体としての安全性を合理的・効果的に高めるためには、深層防護の考え方に基づき、各防護策に適切な防護性能を持たせ、かつ、特定の防護レベ
ルに過度に依存しないようにバランス良く実装することが重要である。
4.1.4 深層防護の実装の考え方のまとめ
本節において検討した深層防護の実装に対する設計思想を技術要件の形に整理すると以下のようになる。
（a）各防護レベル及び防護レベル全体の防護性能の確保
防護レベル内においては防護策に適切な多重性又は多様性を持たせ、かつ独立性を確保することなどにより防護が有効であること。防護レベル間においては、各防護レベルの防護策が広義の独立性を確保すること。

15

15

（b）バランスの良い深層防護の実装
プラント全体としての安全性を合理的・効果的に高めるために、各防護策に適切な防護性能を持たせ、かつ、特定の防護レベルに過度に依存しないようにすること。
（c）SA 対策の基本方針
管理・運用性及び信頼性の高い恒設設備を基本とした対応を主とすること。設計
想定を超える事象に対して柔軟な対応が可能なように可搬型設備等を有効活用すること。
（d）不確かさへの備え
事故シナリオや物理現象の不確かさへの備えの対応として、発生防止と発生した
場合の影響低減のための対応を講じることとし、発生頻度は低いが不確かさの大きい現象に対する防護策についても考慮すること。

16

16

4.2 内的事象への対応
本節では、内的事象への対応として、多重性、多様性、独立性等の安全系設備に対する基本的な要求について纏める。
4.2.1 内的事象への対応におけるレベル間の独立性の考え方
深層防護の概念を導入し、深層防護レベル毎に対策を定める際には、一般的に、深層防護ではそれぞれのレベルの有効性が独立であるということが求められるが、各レベルの有効性が独立であるということは、あるレベルで求められる安全機能が機能しないことが他のレベルに重大な影響を与えないこと、あるいは、ある要因が複数のレベ
ルにおける安全機能に同時に重大な影響を与えないこと、すなわち、設計上想定するシナリオでプラント全体としての安全機能に重大な影響を及ぼす共通要因故障を排除することを求めるものである。
したがって、次期軽水炉において、表 4.1-1 に示した深層防護レベルに従って、内的事象への対応を想定して安全系設備を設計する際には、合理的に達成可能な範囲でレベル間の機能的な独立性を確保し*1、共通要因故障を防止することが重要である。レベル間で共用せざるを得ない SSC（System、Structure、Component）が存在する場合
は、独立性の観点から、信頼性への影響が小さいことを確認する必要がある。
次期軽水炉における各深層防護レベルに対するレベル間の独立性の考え方について、
表 4.2-1 に示す。次期軽水炉では、上記原則に従って、レベル 4a はレベル 3 に対して炉心損傷防止に必要な炉心注入機能の独立性を確保し、また、レベル 4b はレベル
4a に対して環境への大規模な放射性物質の放出防止機能の独立性を確保することとする。これらにより、4.1.2 項に示した「同一機能を持つ SA 設備（格納容器破損防止）と特重施設を統合した設備構成」とする設計方針を採用した場合でも、プラント全体として安全性を高めバランスよく深層防護を実装することができる。
*1：「原子力安全の基本的考え方について 第Ⅰ編 別冊 2 深層防護の実装の考え方」［AESJSC-TR005(ANX2):2015］の 3.4.3 項「独立性の要件」を参照した。

1717

表 4.2-1 次期軽水炉におけるレベル間の独立性の考え方
深層防護レベルレベル間の独立性(注)の考え方

前段

当該

－

レベル 1

レベル 1

レベル 2

常用系と安全系を分離することで独立性を確保する。

レベル 2

レベル 3

レベル 2 及びレベル 3 は安全系として特に高い信頼性を要－求するため、独立性は求めない。
レベル 3

レベル 4a

炉心損傷防止に必要な炉心注入機能は独立性を確保する。

レベル 4aレベル 4b

環境への放射性物質の大規模な放出を防止するための機能は独立性を確保する。

レベル 4b

レベル 5

敷地外緊急対応等であり、本 WG での技術要件の対象外。

（注）：合理的に達成可能な範囲でレベル間の機能的な独立性を確保する

4.2.2 内的事象への対応におけるレベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方
レベル 1 の深層防護の対象は通常運転状態であり、レベル 1 を超えたとしても直ちにプラントの安全機能に影響を及ぼすものでは無いため、レベル 1 では多重化又は多様化は要求しない。
深層防護レベル 2、3 に対しては特に高い信頼性が求められ、多重性又は多様性及び独立性を備えるとともに、当該系統を構成する機器の単一故障が生じた場合であっても、安全機能を達成できることが重要である。この安全設計思想は、既設炉から適用されており、次期軽水炉に対しても適用するべきである。
なお、安全系設備は、基本的に、深層防護レベルに従って内的事象ならびに外的事象への対応を想定するものである。次期軽水炉では、更なる安全性向上のため、外的事象である内部ハザード（内部火災及び内部溢水）などへの対応も想定し、レベル 2、3 の各レベル内の多重性及び独立性を強化することが重要である。
（トレン数の増加及びト
レン区画分離の徹底）
一方、レベル 4a、4b の深層防護レベルにおいては、単一故障基準を適用せず、本レ
ベル内における多重化又は多様化は要求しない。
（この場合、レベル内の独立性は対象外となる。）
なお、レベル 5 の深層防護レベルについては敷地外緊急対応等であり、本 WG での技術要件の対象外である。
次期軽水炉におけるレベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方について、表
4.2-2 に示す。

1818

表 4.2-2 次期軽水炉におけるレベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方
深層防護

レベル内の多重性又は多様性及び独立性の考え方

レベル
レベル 1

通常運転状態であり、レベル 1 を超えたとしても直ちにプラントの安全機能に影響を及ぼすものでは無いため、レベル 1 では多重化又は多様化は要求しない。

レベル 2

設計基準範囲であるレベル 2 及び 3 では信頼性への寄与が大きいため単一故障基準を適用し、多重化又は多様化し、独立性を確保する。

レベル 3

さらに、次期軽水炉では、外部事象起因の共通要因による機能喪失も想定し、多重性及び独立性を強化（トレン数の増加及びトレン区画分離の徹底）し、信頼性を高める。

レベル 4aレベル 4b
レベル 5

設計基準を超えるレベル 4a 及び 4b は、単一故障基準を適用せず、本レ
ベル内における多重化又は多様化は要求しない。
レベル 5 は敷地外緊急対応等であり、本 WG での技術要件の対象外。

4.2.3 内的事象への対応のまとめ
本節において検討した内的事象への対応に関する設計思想を技術要件の形に整理す
ると以下のようになる。
（a）共通要因故障の防止と防護レベルの信頼性向上
深層防護の考え方に従い、合理的に達成可能な範囲でレベル間の機能的な独立性を確保し、安全機能に重大な影響を及ぼす共通要因故障を防止すること。加えて、トレン数の増加や区画分離の徹底等によりレベル内の多重性又は多様性及び独立性を強化し、各深層防護レベルの信頼性を向上させること。

19

19

4.3 外的事象への対応
1F 事故の教訓の原点に立ち返った議論として、地震などの外的事象で発生する共通要因故障リスクへの対応方針・技術要求事項等について、再稼働した既設炉の幅広い知見を踏まえるとともに、設備及び設備を内包する建屋構造の耐性強化、分離設計の徹底等の新設ならではの次期軽水炉の優位な特長を基に検討する。
4.3.1 ハザードに対する設計基準の考え方
外的事象については、IAEA（International Atomic Energy Agency）や NRC（Nuclear
Regulatory Commission）のガイドに基づき既設炉では最新の考え方・選定プロセスにより設置許可基準におけるハザードの要求*1 が規定されており、設置許可申請書ではサイト条件等を踏まえて設計基準において想定されるハザードが選定される。表4.3-1 にハザードの例を示す。なお、APC その他テロは、一般的には外的事象に分類されるが、本 WG ではフェーズ 1 より個別に区分・整理している。また、内的事象はハ
ザードでは無いが、外的事象との比較のために参考として記載する。
*1：添付資料 2「設置許可基準におけるハザードの要求」参照

表 4.3-1 ハザードの例
内部ハザード内部溢水、内部火災、内部発生飛散物（タービンミサイル）、配管ホイッピング

等

地震、津波、高潮、風（台風）、降水（豪雨）、
外的事象

自然事象

積雪、竜巻、落雷、洪水、地滑り、凍結（極外部ハザード低温）、火山噴火、森林火災、生物学的事象
人為事象

（参考）
内的事象

電磁的障害、船舶の衝突、有毒ガス

等

等

機器故障や人的過誤に起因する事象

次期軽水炉において考慮する外的事象の種類及びそれらの設計基準は、最新知見等を考慮の上、設計余裕を加味し適切に設定することとする。
4.3.2 外的事象における共通要因故障への対応の考え方（1） 共通要因故障における影響
4.1.1 項にて述べた通り、深層防護とは「不確かさへの備えとして、多種の防護策を組み合わせることで、全体としてできるだけ防護の信頼性を向上させる概念」であり、共通要因故障を防止するという観点からは内的事象への対応及び外的事象への対応
それぞれに共通的に適用されるものである。一方で、地震、津波等の外的事象は、ひ
とつの原因で複数の機器が同時に故障する「共通要因故障」をもたらす代表例であり、
2020安全設計において「共通要因故障」の防止は最重要課題とされる。外的事象という共通要因により、「事故の発端となる起因事象の発生」、「異常・故障の事故への拡大」、「事故の制御、重大事故への対処のための設備の機能喪失・低下」等の様々な事態が同時に発生する可能性がある。さらに、事故への対処を行う人員や組織も同時に影響を受け、事故時の対応に影響を及ぼす可能性がある。
以上より、外的事象の特徴を考えれば、深層防護を支える設備の共通要因故障により、複数の防護レベルが同時に喪失する可能性が出てくる。したがって、「外的事象への対応」としては、外的事象固有の現象により複数の深層防護レベルが同時に喪失する可能性を回避することが主な設計方針となり、外的事象への対応の技術要件は、内的事象への対応に求められる技術要件に加え、外的事象固有の特徴を踏まえた共通要因故障の防止が求められる。
（2） 外的事象で発生する共通要因故障リスクへの対応の考え方
外的事象対策においては、「異常・故障の発生防止」「異常・故障の拡大防止、事故の制御」「重大事故への対処」等の関わる設備が共通要因により同時に機能喪失する状況を合理的な範囲で回避する必要がある。
ここで自然現象には表 4.3-2 に示すようにそれぞれの特徴があり、安全確保の観点から、その特徴を属性として整理し、その属性に応じた適切な対策をとることが有効であると考えられる。主な自然ハザードについて属性を考慮した対応方針を付属書 A「1.1 深層防護の実装例、バランスの良い設計」に示す。

21

21

表 4.3-2 自然現象の属性*2
時間余裕

影響が大きくなる時間的余裕が大きな自然現象に対しては、原子炉停止や除熱系の待機、被災の回避等の対応が取れる。仮に事故が起きた場合でもその事象進展がゆっくりとなり、対応の困難さを軽減することにつながる。

低頻度領域の扱い

竜巻のように残存リスクを支配する低頻度領域ハザードが確率分
布の外挿部分(テール)に依拠する度合いが高い場合、その領域のハザードの信頼性が低くなるため、頻度の議論の有効性が低い。

耐力の特性

地震に対しては同じ設備でもその応答や耐力にばらつきがあり、一律に損傷することはなく、ランダム性が存在し相当程度の粘りが期待できる。一方で、津波に対しては水を被るか被らないかで機能喪失の有無が変わり、突然クリフエッジを迎え得る。

再来性

地震のように前震、本震、余震といったその現象が複数回にわたって発生する自然現象ではこの再来性を考慮する必要がある。

継続性

降雪や降灰のように荷重が継続的に残存する自然現象では、復旧活動への影響を十分に考慮する必要がある。

重畳事象

地震の発生と従属して発生する津波は随伴事象として考慮するが、必ずしも従属性がない自然現象により原子炉施設に対して重複した荷重や影響を付与し得るものがあることに留意する必要が
ある。

随伴事象

地震の発生後、直接的影響だけではなく、従属的に火災や溢水が発生し得る。このような随伴事象は自然現象毎に検討する必要がある。

被害の影響範囲の相違

地震のように発電所のみならず当該地域も含めて影響を受ける自然現象と竜巻のように影響エリアが限定されるものとでは、事前の備えや復旧、特に所外からの支援の容易性が大きく異なる。

*2：添付資料 3 日本原子力学会 原子力安全部会 外的事象に対する安全確保の高度化 WG「外的事象に対する原子力発電所の安全対策に関する経過報告」2021 年 4 月 20 日より引用し整理した。

また、設計の考え方として、多様性の確保（異なる原理による設計の多様性）や独立性の強化（区画分離、分散配置等）、最新の知見等を踏まえ設定された設計基準に対して設計裕度（マージン）を拡大することにより設備の耐性を強化すること等が考えられる。これら設計段階から柔軟な対応ができる新増設・リプレースならではの特長を生かした防護策が可能である。
4.3.3 設計における保守性の考え方
防護性能を高めるため、機器・設備のハザードに対する耐性の強化を考える上で設計における保守性の考え方について整理する。これには設計ハザードを保守的に設定
2222

する方法や、耐性の評価法に保守性を加味する方法、耐力評価における物性値等を保守的に設定する仕方等があり、設計を進める過程において適宜考慮していくことが可能で以下の様な対応が考えられる。
① 入力条件にて一定の裕度を加算しておく方法(例)設計用地震動設定時や設計津波高さ等の入力条件において、ある一定の裕度を加算しておく等。
② 耐力評価の手法にて裕度を設ける方法(例)複数の計算コードがある場合は保守的なコードを用いることや、モデルの構
築時に保守的になるよう設定する等。
③ 評価結果に裕度を待たせる方法(例)設備設計において設計値（板厚等）を保守的に設定して耐性に裕度を待たせる等。
④ 耐力評価結果の判定値に裕度を設ける方法(例)構造部材等の素材の耐力（物性値）について、保守的に規格にある下限値を用いる等。
新増設・リプレースにおいては、設計段階から柔軟な対応が可能であり、設計を進めていく上でのスパイラルアプローチの初期段階では、上記①の項目から適切に設定していくことができ、効果的・合理的な対応が可能となる。
4.3.4 外的事象への対応の考え方
安全上重要な機器・設備（SA 対策設備含む）については、安全対策の有効性を確保するために適切な裕度が必要である。設計への影響が大きいと考えられる代表的な外的事象への対応の考え方を示す。
① 地震
地震への対応としては、地震力を受ける建屋の壁の増厚や機器の支持構造物の増強の方策等の耐性強化を図ることによる耐震設計を実施する。つまり、地震力の増加に伴い建屋及び機電設備の物量も増加傾向になる。なお、地震力が同じ場合は建屋の壁厚と機電設備の支持構造物の物量は相反関係になる。
設計を進めるに際し、適切な裕度を設けて設計用地震力を設定することや設備の耐性評価にて適切な裕度を持たせること、また、随伴事象（内部火災や内部溢水等）も想定した上で対応を検討すること等、地震の属性に応じた対策を講じることが必要となる。
地震力が非常に厳しい条件を想定する場合、上記の耐震設計で取られる一般的な対応にさらに加えて、建屋を強固な岩盤に埋め込むことによる効果で地震応答を低減する方策が考えられる。このような敷地レベル・設置方法まで踏み込んだ抜本的23

23

な地震応答の低減策の可能性も設計段階から柔軟な対応ができる新増設・リプレー
スならではの対応である。
以上、建屋及び機器設備の物量と土木物量との総合評価（工期の影響含む）にて効果的かつ合理的に耐震性を向上させる。

図.4.3-1 建屋埋め込み効果のイメージ
表 4.3-3 効果 vs 経済性の関係のイメージ
建屋埋込み
効
果

影

響

「無」の場合「有」の場合

ベース

低減

ベース

減少方向

ベース

減少方向

ベース

増加方向

ベース

上記より決まる地震応答（発生加速度）建屋（鉄筋コンクリート量）
機器（支持構造物量）
土量（岩掘削量）
建設工事期間

24

24

考察
総合的に効
果的・合理
的な耐震設
計を指向す
る

② 津波・洪水
津波や洪水については、影響の有無で設備の機能喪失の有無が突然生じ得るクリ
フエッジ性が高い事象であることを考慮する。
新増設・リプレースにおいて設計初期段階の敷地計画時点で対応できる方法として、敷地レベルを想定津波高さ以上とすることによるドライサイト化で、想定する津波に対して裕度を確保する。万一、想定高さを超える津波が襲来した場合をも考慮し、敷地レベル 1 階層は水密化対策を施しハザードへの耐性を強化する。併せて、他の設計条件に鑑みて適切であれば建屋内では中央制御室や電気計装盤室を上層階に設置する。また、津波による漂流物の衝撃等による影響も考慮して耐性を確保
する。

水密構造
敷地レベル
(想定津波高さ以上)

想定津波高さ護岸

岩盤

図.4.3-2 津波対策のイメージ図

25

25

③ 風（台風）・竜巻
建屋レイアウト・構造設計段階にて、安全上重要な機器・設備は堅牢な建屋内に収納することにより、想定するハザードに対して安全機能を確保する。安全上重要な機器・設備を内包する建屋は、竜巻による飛来物も含め、ハザードにより発生する荷重（風圧力、気圧差による圧力、飛来物の衝撃荷重等）に対して構造健全性を維持し安全機能を確保する。
建屋化により、自然ハザード等からの防護を強化
海水ポンプ

海水ポンプ室イメージ
図.4.3-3 風（台風）・竜巻対策のイメージ図④ 内部溢水
没水、被水、蒸気による影響に対し、建屋レイアウト・構造設計段階にて、トレン間及び防護レベル間の独立性を確保するものとして、建屋内の機器・配管等の配置設計において、溢水区画の限定、トレン間の区画分離を確実に実施する。また、高エネルギー配管のルーティングエリアの限定や配管設備等の耐震性強化により安全機能を確保する。

配管

区画分離による溢水の進展防⽌ポンプ A
図.4.3-4 内部溢水対策のイメージ図
26

26

ポンプ B

⑤ 内部火災
安全上重要な機器・設備は、①火災の発生防止、②火災の感知・消火、③火災の影響軽減の観点より、建屋レイアウト・構造設計段階にてトレン間及び防護レベル
間の独立性を確保するものとして、3 時間耐火壁により区画分離し、安全機能を確保する。なお、トレン間の区画分離は火災による区画全損*3 を前提とする。また、検知器等に多様性（例：煙感知・熱感知）を持たせることも組み合わせる。
*3：米国 Regulatory Guide 1.189 の新設炉向け要求

区画分離（耐⽕壁）

ケーブルによる⽕災の進展防⽌

ポンプＡ

ポンプＢ

図.4.3-5 内部火災対策のイメージ図
以上、①~⑤にて代表的な外的事象への対策について述べたが、これら外的事象に対する安全性向上は、比較的規模が小さい外的事象におけるプラント運転の継続／復旧の容易さの向上にも繋がると考えられる。例えば、高めの設計ハザードの設定に基づき耐性を強化した安全系設備や区画分離の徹底などにより外的事象時の被害規模を抑制できれば、長期間プラントを停止させることなく、早期に復旧できる。
特に、風（台風）・竜巻に対しては、安全上重要な機器・設備を堅牢な建屋内に収納することによりプラントの運転継続が可能となる。
また、次期軽水炉では新設ならではの対応として、設計段階からサイト・プラントレベルでレイアウトの最適化を図り、合理的に外的事象への耐性を高めることができる。
4.3.5 外的事象への対応のまとめ
外的事象は共通要因故障をもたらす代表例であり、「異常・故障の発生防止」、「異常・故障の拡大防止、事故の制御」、「重大事故への対処」等の関わる設備が共通要因
により同時に機能喪失する状況を、深層防護の考え方に従い回避する必要がある。
そのため、設計段階から柔軟な対応が可能な次期軽水炉においては、内的事象への対応に求められる技術要件に加え、自然現象の属性を考慮し、その属性に応じた対策
27

27

をとることが有効である。対応としては、最新の知見等を踏まえ設定された設計基準に対して設計裕度を拡大すること等により設備の耐性を強化することが考えられる。
また、建屋の頑健化、敷地計画の適正化等により堅牢性を持たせ、分散配置や区画分離の徹底等の効果的かつ合理的な対策を講じ、頑健化と適切な安全余裕ならびに深層防護の考え方に従い共通要因故障の防止を図ることが重要である。
なお、外的事象、特に規模が大きく発生頻度が稀な自然事象には、4.5 節で述べるように発生時の規模、性状、発生頻度の評価には不確かさがあり得るため、次期軽水炉における対応策の検討においては、外的事象に特有の不確かさを踏まえた総合的な安全性向上を目指す必要がある。
以上、本節において検討した外的事象への対応に関する設計思想を技術要件の形に整理すると以下のようになる。
（a）共通要因故障の防止
外的事象の種類及びそれらの設計基準は、最新知見等を考慮の上、設計裕度を設けて適切に設定すること。また、建屋の頑健化、敷地計画の適正化等により外的事象に対する高い堅牢性を持たせ、分散配置や区画分離の徹底等の効果的かつ合理的な対策を講じ、頑健化と適切な安全余裕ならびに深層防護の考え方に従い共通要因故障を防止すること。なお、対策を講じる際には自然現象の属性を考慮す
ること。

28

28

4.4

APC その他テロ対策
本節では、核セキュリティ対策の向上を考慮したプラント設計や核セキュリティとセイ
フティ（安全設計）の両立を考慮した設計の考え方について整理する。
なお、核セキュリティ（Security）及び安全設計（Safety）と共に 3S の一つであるセイフガード（Safeguards；保障措置）についても触れておく。

4.4.1 テロ対策（核セキュリティ）テロ対策については既設炉においても米国の B.5.b ガイドライン*1 を参考に想定外
事象への対応として使用済燃料プール（SFP）機能維持やプラント冷却機能維持の対策を考慮してきた経緯があり、具体例として、可搬型設備（消防車や可搬ポンプ等）による SFP への水補給・スプレイや蒸気発生器への継続的な水補給の配備がある。
本項ではテロに関する規制等を調査し想定されるテロ対策の整理を行う。
*1：添付資料 4「B.5.b ガイドライン（NEI 06-12Rev.2）」参照① テロに関する規制等（公開情報に基づく）
a. 国内規制調査
平成 25 年以降に制定された新規制基準等の規制や既設炉の適合性審査での審査内容について調査した。結果、テロの項目として、「航空機衝突」、「有毒ガス」、「サイバー攻撃」、「悪意ある操作」を確認した。
b. 海外規制調査
機密情報等で閲覧不可の資料が多く、公開文献に限定し調査した。結果、米国、
欧州（WENRA*2 含む）及び IAEA に関する規制から、「外部からの物理的な攻撃」、「サイバー攻撃」、「悪意ある操作」、「航空機衝突」等を確認した。
*2：Western European Nuclear Regulators Association② テロの想定
以上、国内外規制の記載内容に基づき次期軽水炉として最低限、表 4.4-1 のとおりテロを想定する。

2929

表 4.4-1 国内外の規制からのテロの想定
脅威の

攻撃の

次期軽水炉におけ種類

種類

るテロの想定

外部脅

物理

航空機衝突

国内外規制の記載内容
国内規制
航空機衝突

威
車両/船舶攻撃米国規制

欧州/IAEA 規制

航空機衝突（設計基

航空機による脅

準を超える事象）威

車両爆弾攻撃車両/船舶攻撃

船舶爆弾攻撃暴力的な攻撃等火器による攻撃大規模火災

爆発物による
大規模火災

内部脅

有毒ガス

有毒ガス

サイバ

外部からの不正ア

サイバー攻撃サイバー攻撃サイバー攻撃ークセス

物理

専門知識を有する

悪意ある操作

悪意ある操作

悪意ある操作者による悪意操作

大規模火災

大規模火災

有毒ガス

サイバー攻撃サイバー攻撃

威

有毒ガス
サイバ

内部からの不正アークセス

サイバー攻撃4.4.2 テロによる想定事象と防護対応としての設計要求想定されるテロに対して生じる可能性があるプラントの状態を想定し、その想定事
象を防護するために有効と考えられる対応策について考察する。想定事象として、プ
ラントの安全機能への影響が考えられ、冷却機能の喪失、電源の喪失、運転機能の喪失等があり得る。これらの防護に有効と考えられる対応策の設計要求としては、以下が考えられ、設計段階から計画しておくべき新設ならではの配慮が効果的である。
• 建屋そのものを頑健にすること• 建屋内の区画分離を徹底すること• 機器・設備のレイアウトを工夫すること• サイバー攻撃に対して多層かつ多様な手法で防御すること

等

4.4.3 安全設計と核セキュリティの両立を考慮した設計の考え方（1）安全設計と核セキュリティの両立を考慮した設計
次期軽水炉では、建屋頑健化や離隔距離・区画分離の徹底による安全対策の耐性を強化している。テロに対しても、重要設備の防護対策を強化していること、さら3030

には異常事象発生後も深層防護の強化で多段の対策が行えることから事象収束が可能となる。
一方、建屋内配置設計の一環として任意の A 地点から B 地点への通路のルート
設計（アクセス性）に着目した場合、侵入脅威者への対処では、そのルートが複雑
あるいは不明確で、要所に認証ゲートなどの障害が多いほど悪意のある行為の抑制・防止には効果的と考えられる。しかし、運転員や保守員にとっては事象・事故
対応を速やかに実行する際に、そのルートは簡単で明確であり、障害がないほど対処性が向上すると考えられる。このように核セキュリティと安全設計は相反する設計要求となる場合があり得るため、双方の要求をバランス良く両立させる適切な設計を行うことも必要である。また、プラントレイアウトの自由度が高い次期軽水炉
ではこのような設計を行いやすいと考えられる。
表 4.4-2 安全設計と核セキュリティの両立を考慮した設計
安全設計

両立を考慮した設計

核セキュリティ（深層防護）⇔（テロ対応）• 地震等外的事象からの防護• 壁厚増加による頑健な建屋• 衝撃力・振動からの防護• DBA 設備・SA 設備の独立• 区画分離の徹底・機器の分• 機器の同時損傷防止

散配置

性の強化
• アクセス性の確保• 適切なアクセスルート設計• 侵入防止 PP*3 対策(1) テロに対して重要設備の防護対策を強化(2) 深層防護の強化でテロに対しても多段の対策が行えること(3) テロによる事象が進展したとしても収束が可能な高い安全性を指向*3：Physical Protection（2）IAEA による原子力安全と核セキュリティのインターフェースに関する提言
IAEA は、原子力安全と核セキュリティの相互補完を通じた強化の上で必須となる両者のインターフェースについて報告しており、以下 6 項目を重要課題としてまとめている。
① 法規制の枠組み② 原子力施設の設備③ 放射線源と関連する施設・活動④ 管理体制と原子力安全文化、核セキュリティ文化⑤ 緊急時への準備と対応⑥ 分野横断的な側面

3131

上記「②原子力施設の設備」では、施設の設計・建設において、従来は原子力安全の施策が優先され、核セキュリティの施策は後回しになる傾向であったことを指摘しており、これへの改善として以下を提言している。
• 設計段階における原子力安全と核セキュリティの統合が有効である。
• 両者の専門家が施設の設計から完成に至るまでの施策を共同で検討・評価する。
• これにより施設における両者のリスクを長期的に見通すことができる。
（参考資料）•

日本原子力学会誌,Vol.63,No9（2021）「Short Report 原子力安全と核セキ
ュリティのインターフェース」•

IAEA Technical Reports Series No.1000,March 2021「The Nuclear Safety
and Nuclear Security Interface：Approaches and National Experiences」（3）安全設計と核セキュリティの両立のための取組み
次期軽水炉においては、設計段階から安全対策の計画・検討を進める設計プロセスにてセキュリティ対策をフロントローディングすることで、安全設計と核セキュ
リティの両立を考慮したプラント設計が可能であり、図 4.4-1 に示すようにプラン
ト設計段階において、セキュリティ関係者も設計プロセスに適宜参画して情報管理のもと要件提示することが望まれる。

基本計画

基本設計

詳細設計

システム

レイアウト

設備

製作・調達

工事

安全設計
・相互連携
・情報管理

（従来）
フロントロ－ディング（次期軽水炉）
セキュリティ対策（テロ対策・PP 等）

図 4.4-1 セキュリティ対策・設備のフロントローディング（4）セイフガードの対応について
核セキュリティ及び安全設計に関連し、核物質管理のためのセイフガード（保障措置）について考察する。セイフガードのための対応として計量管理、封じ込め/監32

32

視、査察がある。具体例として、原子力施設において核物質の不正な転用につながる核物質の移動や取り出しが無かったかを監視するカメラの設置が要求されており、原子力発電所（軽水炉）の場合、燃料集合体の監視カメラを使用済燃料プール
廻り等で適切な場所に設置する必要がある。また、監視カメラの死角を作らない様、
定検時の諸設備等の仮置き（レイダウン）に配慮することも重要である。なお、これら対応については、既設炉において管理・監視が着実に実行されている状況にあり、次期軽水炉においても同様の対応をとることが適切である。したがって、本件に関しては次期軽水炉の技術要件として、改めて特記すべきことはないと考えられる。
4.4.4 APC その他テロ対策のまとめ
次期軽水炉においてはテロによって生じる可能性があるプラントの状態を想定し（冷却機能の喪失や電源の喪失、運転機能の喪失等）、安全機能の防護に有効となる対応策を設計段階から計画するものとし、その実現のために、建屋の頑健化や区画分離の徹底、機器・設備のレイアウト適正化、多層かつ多様なサイバー攻撃対策等を設計要求として防護対策を実施することが重要である。それらにより、APC による衝撃力・振動等からの防護、機器の同時損傷防止、侵入防止等、テロへの耐性が確保される。
また、テロ対策（核セキュリティ）とプラントの安全対策（安全設計）とは内容によっては相反する要求になり得る場合もあるため、設計段階において安全対策の設計プ
ロセスにて核セキュリティ施策の設計をフロントローディングすることにより、安全設計と核セキュリティの両立を図ることが重要である。その際、セイフガード対応も配慮しつつ設計することが合理的と考えられる。
なお、前節の外的事象と同様にテロ対応においても想定を超える事象があり得ることを考慮しておく必要がある。これら設計想定を超える事象への備えについては次節にて説明する。
以上、本節において検討した APC その他テロ対策に関する設計思想を技術要件の形に整理すると以下のようになる。
（a）テロへの耐性の確保
建屋の頑健化や区画分離の徹底、機器・設備のレイアウトの適正化、多層かつ多様なサイバー攻撃対策等により、APC による衝撃力・振動等からの防護、機器の同時損傷防止、侵入防止等のテロへの耐性を確保すること。
（b）安全設計と核セキュリティの両立
設計段階における安全対策の設計プロセスにて核セキュリティ施策の設計をフ
ロントローディングし、安全設計と核セキュリティの両立を図ること。
33

33

4.5 設計想定を超える事象への対応
4.5.1 設計想定を超える事象について
次期軽水炉の SA 対策は、設計段階から系統構成や配置の工夫などを取込むことで恒設設備を基本とした対応を主とし、内的・外的事象を適切に考慮することで十分な耐久力及び多重性、多様性、独立性を確保して安全性向上を図ることを基本方針としている。
しかしながら、4.3 節で述べたように外的事象には発生時の規模、性状、発生頻度の評価には不確かさがあること、また、内的事象も含めて事故シナリオにも不確かさがあり得ること、テロ対応においても想定を超える事象があり得ることをも考慮する必要がある。
次期軽水炉においては、大規模損壊への対処としては、既設と同等の考え方で可搬型設備を配備することとしているため、本節では、可搬型設備等の有効な活用法を検討し、設計想定を超える事象への対応を充実・拡張することについて考察する。
4.5.2 可搬型設備等の有効活用の考え方
次期軽水炉では恒設設備を主体として防護策を強化し安全性を高めているが、更なるリスク低減の観点で、各防護レベルにおいて想定を超えた場合に対する可搬型設備等の活用について検討する。
具体的には、恒設設備で構成している防護レベル 4a、4b の各種機能に対して、前項で示した可搬型設備等を活用することを検討し、より前段で事象進展を緩和、時間余裕を確保する可能性を確認して設計想定を超える事象への備えとする。
（1） 可搬型設備等の有効活用のための考慮事項（仕様共通化等）
可搬型設備は、恒設設備に対し多様性があり、移動して使用できることから分散配備の自由度も高く、対応の柔軟性を有することから、そのメリットを最大限引き出し対処の高度化や運用性の向上に繋げる。そのため以下の設備面や運用面を含めた対応を考慮する。
① 設備面の例


可搬型設備の容量、揚程等を防護レベル 4a、4b の緩和機能にも使用可能にすること等の設備仕様の共通化

恒設の配管への接続用座や仮設タイラインの設置（建屋外面での接続部）



複数の接続口（異なる高さ、配置への設置を含む）の設置や接続が容易な
共通の接続方式の採用② 運用面の例


常用設備の活用、モータ等の予備品を活用した設備復旧



シビアアクシデントマネジメント（SAM）の活用を含めた手順書の整備及び教育・訓練の実施
34

34

（2） 可搬型設備の有効活用の具体例
以上の考え方に基づき、次期軽水炉で計画している可搬型設備の活用の具体例
を付属書 A「1.2 想定を超える事象における可搬型設備の活用の例」に示す。
4.5.3 プラント外部からの支援
米国では、想定外の事象に備えて必要機材をサイト内のみではなくサイト外から支援する体制（FLEX）を整備し、プラント外部からの支援（RRC）を強化している。
【FLEX】多様かつ柔軟な対応方策（Diverse and Flexible Coping Strategies）
 電源及び冷却水の維持または主要な安全機能を修復するための可搬型設備の設置（可搬式ポンプ、発電機、バッテリ、バッテリ充電器、コンプレッサ、ホース、カップリング、その他の補助設備・器具など）
 多様な場所に機器を配置することにより、そのサイトで予測される厳しい自然現象から可搬型設備を合理的に防護する方策【RRC】地域対応センター（Regional Response Center）
次期軽水炉においては、上記対応例を踏まえ、設備面での配慮事項として可搬型設
備のサイト間における仕様共通化や汎用性を考慮しておくことが対応の拡張性に有効と考えられる。但し、サイト間での設備の共用に関しては規制要求との整合性に留意する必要がある。
4.5.4 設計想定を超える事象への対応のまとめ外的事象には発生時の規模、性状、発生頻度の評価には不確かさがあるように、設計上想定するシナリオには不確かさがあり、リスク低減の観点で設計想定を超える事象への対応として可搬型設備等の活用により、防護レベル 4a、4b の各種機能（恒設設備で構築）に対して、事象進展の緩和や時間的な裕度を確保することが有効である。大規模損壊への対処として配備される可搬型設備のメリットを最大限引き出し、効果的かつ合理的に活用するものとし、仕様共通化（接続部の共用化含む）や常用設備、予備品の活用等により、設計上の想定を超える事象に対しても事象進展の緩和や時間的な裕度を確保することが重要である。
その結果、緩和方策運用に多様性と自由度をもたらし、設計想定を超える事象への対応能力を向上させることができる。
なお、これらはサイト内での配備・対応を主体に検討しているが、海外での事例も参考に将来的にはサイト外からの支援も含めた総合的なマネジメントを検討していくことは更なる安全性向上に向けて有効と考えられる。
3535

以上、本節において検討した設計想定を越える事象への対応に関する設計思想を技術要件の形に整理すると以下のようになる。
（a）可搬型設備等の有効活用
外的事象や事故シナリオの不確かさ等、設計想定を超える事象があり得ることを考慮し、防護レベル 4a、4b の各種機能（恒設設備で構築）に対して、より前段
で事象進展を緩和し、その効果として時間的な裕度を確保するために、大規模損壊への対処として配備される可搬型設備に加え常用設備等を効果的かつ合理的に有効活用できるように、仕様及び接続方式等を共通化すること。

36

36

4.6 安全性向上に資する最新技術の反映
次期軽水炉の検討においては最新鋭の技術開発を取り込んで更に安全性を高めるために、以下のような産官学の広いレンジで開かれた研究・議論する場を積極的に活用しつつ技術開発を進める必要がある。
• 国内外の最新の安全研究とのコミュニケーション・コラボレーション• 国が支援した公益に資する技術開発プログラムへの参画・活用
4.6.1 技術開発の反映に関する基本的な考え方
技術開発の成果を適切に基本コンセプトに取り入れていくことは有用である。ここでの考慮点としては、次期軽水炉は社会に信頼されるコンセプトを有し、脱炭素社会を実現させる現実的な選択肢であることが求められるため、最新の技術開発の取り入れについては、開発が概ね完了し、規制適合性も考慮された実証段階である技術を優先する必要がある。また、設計や安全解析に新コードを適用することで、解析精度の向上や不確かさが低減され、設計及び安全評価の信頼性の向上が期待できる。これらに
より次期軽水炉の基本コンセプトが技術的な観点から現実性が高く、国民から信頼されることが実現できると考えられる。

安全性向上に資する技術開発
ｱｲﾃﾞｱ

ﾌｨｰｼﾞﾋﾞﾘﾃｨ

開発

反映・適用
実証

技術開発

設計

製作/調達

実機反映

【次期軽水炉の計画】
次期軽水炉 基本コンセプト

設計

図 4.6-1 安全性向上に資する技術開発の反映
4.6.2 成果反映の具体例
安全性向上に資する技術開発項目の中から、概ね開発が完了し、比較的早期に実機適用可能な項目より次期軽水炉に関連する項目を整理する。主な例としては、事故事
象発生時の影響を緩和するもの、安全系機器の信頼性を向上させるもの、プラントの事故時耐性を高めるもの、また、1F 事故の教訓反映として事故時状態監視の強化を目的に開発された SA 用の計装システムなどがある。
具体例を付属書 A の「2.2 次期軽水炉に実装する主な技術 」に示す。

37

37

4.6.3 安全性向上に資する最新技術の反映のまとめ
次期軽水炉においては、概ね開発が完了し、また規制適合性も考慮された実証段階である技術を優先的に導入することが有用である。
なお、今後の原子力施設の一層の安全性向上を目指すべく、国内外の最新の科学技
術的知見、原子力施設の運転経験の蓄積等を踏まえ、技術安全保障の観点も加味しつ
つ、長期的視点に立って計画的に技術開発を推進していくことは重要であり、これら最新知見の動向を注視していくことが重要である。
また、地震力、津波高さ等の設計条件に関わる事項についても、設計基準ハザードとしての適切性を常に確認することが有効と考えられるため、同様に最新知見の動向について注視することが重要である。
以上、本節において検討した安全性向上に資する最新技術の反映に関する設計思想
を技術要件の形に整理すると以下のようになる。
（a）最新技術の反映に関する基本方針
最新技術の取り入れについては、概ね開発が完了し、また規制適合性も考慮された実証段階である技術を優先的に導入すること。

38

38

4.7 設計における性能目標
4.7.1 設計に必要な性能目標の種類と海外事例（1） 性能目標の指標について
性能目標は、原子力施設等が安全目標に適合する安全性能を備えていることを判断するための目安であり、安全確保活動の広さと深さを検討するための指標と位置付けられている。一般的には安全目標を代替する指標が用いられ、例として以下がある。
•

炉心損傷頻度：CDF（Core Damage Frequency）•

格納容器機能喪失頻度：CFF（Containment Failure Frequency）•

早期格納容器機能喪失頻度：ECFF（Early CFF）•

大規模放出頻度：LRF（Large Release Frequency）•

早期大規模放出頻度：LERF（Large Early Release Frequency）（参考：添付資料 5「各性能目標の関係」）
これら指標について、既設炉と新設炉を区別して目標値を設定する例もある。英国 ONR（Office for Nuclear Regulation）で示されている基本安全レベル（BSL：
Basic Safety Level）と基本安全目標（BSO：Basic Safety Objective）のように安全目標を範囲で示す例もある。また、深層防護との関連を明確にすべく、深層防護の前段レベルが機能喪失すると仮定した上で防護レベルが破られる“条件付き確率”を指標としている例もある。（米国：新設炉に対する“条件付き格納容器機能喪失確率（CCFP：10-1）”）（2） 日本国内の状況
性能目標としては、前述のとおり多様な指標が考えられるが、日本国内においては以下の検討がなされている。
【旧原子力安全委員会／安全目標専門部会】（平成 18 年 3 月）
炉心の健全性や格納容器の閉じ込め機能の健全性に関連し、施設の性能をよく代表するもの、かつ、定義が明瞭で適切に定量化できる指標として、「CDF」及び「CFF」が示された。
【原子力規制委員会（NRA）】（平成 25 年 4 月）
上記性能目標に大規模な放射性物質の放出を抑制する指標として 137Cs の放出量に着目した指標「CFF-2」（管理放出機能喪失頻度）を追加することが提案された*1。
• 炉心損傷頻度（CDF）：10-4/炉年程度• 格納容器隔離機能喪失頻度（CFF-1）：10-5/炉年程度• 管理放出機能喪失頻度（CFF-2）：10-6/炉年程度

3939

*1：これらの指標は NRA の議論用資料に提示された指標ではあるが、委員会決定されたものではない。なお、当該資料では頻度の単位として「/年」と記されている箇所もあるが、本書では「/炉年」で統一することとする。

（3） 学会での検討
調査専門委員会（平成 29 年 3 月）では、性能目標について以下の議論がされている。
① 何を指標とすべきか
原子力規制委員会が提示した指標 CDF、CFF-1、CFF-2 は、炉心健全性、放射性物質閉じ込め機能健全性及びソースタームの抑制という性能に関連付けることができる。後者 2 つの性能に対しては、ECFF、LRF、LERF といった放出の規模や時期を考慮した指標があり、CFF-1 及び CFF-2 は、これらを含む幅広の指標と捉えることが出来る。
② 既設炉と新設炉を区別すべきか否かについて
海外では異なる目標を設定している例もあり、日本においても同様の考え方を採るべきか検討を要する旨報告されている。一層の安全性向上を目指す点を考慮
すると、安全に係る最新の知見・技術を取り入れるであろう新設炉においてより高い性能目標を設定することは一定の合理性があると述べられている。
③ 原子力防災との関連について事象が発生した場合の影響の大きさを考慮すると、エナージェティック事象（水素爆燃／爆轟や水蒸気爆発）や格納容器バイパス等、早期の放射性物質放出に繋がる事象の評価に係る不確かさの低減を図ると同時に、関連する指標について検討する余地があると報告されている。
（4） 海外の事例（OECD/NEA の各国性能目標）
経済協力開発機構/原子力機関 OECD/NEA における取りまとめによると（2020年）、各国の炉心損傷頻度 CDF、及び大規模放出頻度 LRF と早期大規模放出頻度
LERF の目標値は表 4.7-1 のとおりであり、CDF は各国とも大差なく、既設炉と新設炉で分けている国、規制機関と事業者の両者が記している国があり 10-4/炉年から 10-5/炉年である。なお、IAEA は、INSAG-12「Basic Safety Principles for Nuclear
Power Plant」において、CDF の定量的なターゲット値として、既設炉に対しては
10-4/炉年を、将来炉に対しては 10-5/炉年を定義している。
LRF と LERF は頻度のみを与えている国が多いが、欧州を中心に多くの国がLRF で 137Cs の放出量 100 TBq を指標としている。

40

40

表 4.7-1 OECD/NEA の各国性能目標
国

米国

イギリス

フランス

設定者

規制機関
（NRC）

指標

スウェー
デン

カナダ

規制上の位置付け

CDF

1×10-4

目標

LERF
LRF

1×10-5
1×10-6

目標（既設炉）目標（新設炉）CCFP

1×10-1

目標（新設炉）条件付き確率CDF

1×10-4
1×10-5限度（法的限度ではない）
目標

死亡リスク
＞100 人

1×10-5
1×10-7限度（法的限度ではない）
目標（線量/頻度の段階的）CDF

1×10-5限度

無視可能なレベル(10-6)

目標

規制機関

規制機関

LRF/LERF

スイス

値（1/炉年）

CDF

1×10-4
1×10-5限度（既設炉）目標（既設炉）LERF

1×10-5
1×10-6限度（既設炉）目標（既設炉）法律CDF

1×10-5

目標

事業者

LRF 137Cs
炉心内蔵量の 0.1%以上の放出

1×10-7目標

CDF

1×10-4
1×10-5限度（既設炉）目標（既設炉）限度（新設炉）

LRF 137Cs＞
100TBq

1×10-5
1×10-6

目標（既設炉）目標（新設炉）CDF

1×10-5目標

LERF

1×10-7目標

CDF

1×10-4
1×10-5目標（既設炉）目標（新設炉）LERF

1×10-5
1×10-6

目標（既設炉）目標（新設炉）CDF

1×10-5目標（新設炉）LRF 137Cs＞
100TBq5×10-7目標（新設炉）

規制機関

規制機関
事業者

ロシア

韓国

フィンラ
ンド

規制機関

規制機関
事業者

OECD/NEA ”Use and Development of Probabilistic Safety Assessment at Nuclear Facilities”
NEA/CSNI//R(2019)10,(2020)“Probabilistic Risk Criteria and Safety goals”, OECD/NEA,NEA/CSNI/R(2009)16,(Dec.2009)41

41

4.7.2 性能目標（設計目標）の設定
次期軽水炉の安全に関する設計方針は、1F 事故の教訓を踏まえ、シビアアクシデン
トの発生を所与として人と環境の防護に加え、深層防護の観点から人と環境への影響の防護を達成するための前段の目標として炉心防護が重要な設計上の目標となる。
また、次期軽水炉では設計段階から深層防護を実装し、より安全でより合理的な設計の最適化を図りつつ、最新の設計プロセスも参考に設計と評価のスパイラルアプローチにより設計を具体化して行くものとして以下のような手法が考えられる。
•

オブジェクティブ・ツリー等を用いた決定論的な評価の実施•

決定論的評価に加え、PRA（確率論的リスク評価）を用いた性能目標（設計目標）への到達度、対策による防護性能向上への有効性の評価の実施•

深層防護性能の評価の実施•

統合的意思決定プロセス（IRIDM）等の活用による上記の評価結果からの効果的な防護手段の選定と設計の具体化
ついては、深層防護の実装の有効性を定量的に評価（測定）し、必要に応じて設計に

フィードバックするための指標と目標とする水準を設計目標として設定することが必要と考えられる。

「次期軽水炉の技術要件について」次期軽水炉の技術要件検討ワーキンググループ報告書（2020年 6 月）より抜粋

図 4.7-1 次期軽水炉における PRA の活用イメージ（1） 指標の設定
次期軽水炉はシビアアクシデントの発生を所与として炉心防護、人と環境への影
響の防護を重要な設計上の目標としており、この目標を深層防護の防護レベルと関連付けて炉心防護、環境への影響の防護の 2 段階の指標を設定する。
① 炉心防護に関する指標

4242

炉心防護に関する目標への達成度を定量的に評価（測定）し、設計をブラッシ
ュアップしていくための評価分析において炉心損傷頻度（CDF）は適した指標と考えられる。また、海外の事例（表 4.7-1 参照）に示されるように海外各国においても CDF を採用している。
以上より、次期軽水炉において炉心防護を目的とした深層防護レベル 4a までの防護性能に相当する設計目標として CDF を用いることとする。
② 人と環境への影響の防護に関する指標
次期軽水炉は重大事故発生時にも、公衆の個人の健康への影響及び環境汚染
による社会的な影響を与えないように発電所敷地内で制御・管理することが必要となる。
ここで、大量の放射性物質の放出に至る頻度を示す指標として LRF、LERF、
CFF-1、CFF-2 が考えられる。定義によるものの LRF は CFF-2 と同等の指標であり、また、LERF は早期放出のみに着目した指標であり CFF-2 は LERF を包含する指標となり得る。なお、次期軽水炉では安全評価上、管理放出機能に期待しないと仮定しているため、CFF-1 と CFF-2 は同じとなる。
（添付資料 5「各性能目標の関係」参照）
環境汚染による社会的な影響に関しては、事故時に放出される代表的な核種の内、半減期が比較的に長く、沈着性のある 137Cs の放出量に着目し、100 TBq
以下（福島第一発電所事故で放出された放出量の約 1/100）という目安値を置き、このような放射性物質の放出に至る頻度を設計目標として定めるものとする。
公衆の個人の健康への影響に関しては、放射線被ばくによる急性死亡リスクとがんによる死亡リスクの原因となる大量の放射性物質の放出を考慮する必要がある。但し、被ばく評価についてはサイト条件（敷地境界までの離隔、地形・気象等）を考慮して検討すべき内容である。しかしながら、次期軽水炉の設計・評価のスパイラルアプローチの初期段階では、特定のサイトを想定せず基本設計（標準）を進めているため、上記の 137Cs の放出量を条件とした放射性物質の放出に至る頻度を指標として用いることする。
LERF がサイト外の対策措置などの時間ファクターなどを考慮する指標であるのに対し、CFF-2（LRF）は特定のサイト条件を想定しない。したがって、基本設計（標準）を進めている次期軽水炉の設計・評価のスパイラルアプローチの初期段階に用いて、深層防護の実装の有効性を定量的に評価（測定）し、必要に応じて設計にフィードバックする指標として、サイト条件や避難計画などのパラメータを必要としない CFF-2（LRF）は適していると考えられる。
なお、各国では環境への影響に関する指標については、LRF／LERF が主に採用されているものの、公衆の個人の健康リスクや環境汚染による社会的影響のリスクに対して、重要視する防護の目的・考え方に応じて採用する指標や定4343

義（時間ファクター、ソースターム、被ばく量／放出量の閾値等）の詳細についてそれぞれ違いがある。
以上を踏まえ、次期軽水炉において環境への影響の防護を目的とした深層防
護レベル 4b の防護性能に相当する設計目標として CFF-2 は適していると考えられる。また、CFF-2 は安全性向上評価届出書などで使用されており、既設炉との比較ができ、国内では広く使用されていることから、本 WG では深層防護
レベル 4b の防護性能に相当する設計目標として CFF-2 を使用することとする。
（2） 水準の設定① 炉心防護に関する指標：CDF の目標水準
社会的受容性の観点から次期軽水炉は世界最高水準の目標を設定する。海外の事例（表 4.7-1 参照）を鑑みると各国とも CDF については概ね 10-4/炉年～
10-5/炉年の範囲で規制基準あるいは設計目標として設定されている。
以上より、次期軽水炉において炉心防護に関する指標：CDF に対しては
10-5/炉年未満を設計目標とする。
② 環境への影響の防護に関する指標：CFF-2 の目標水準
原子力学会標準委員会で示された「防護策全体の性能を高めるためには、各レベルが適切な厚みを持ち、各レベルの防護策がバランス良く講じられ、あるレベルの防護策に負担が集中しない」という方針から、絶対値として CDF を低い値に設定し、レベル 4a の防護策を十分に講じたとしても、レベル 4a を突破される（炉心損傷する）と仮定した上で、後段のレベル 4b の防護策も適切に講じる必要があり、目標となる CFF-2 を適切に設定する必要がある。
レベル 4a を突破されると仮定した上でのレベル 4b の防護策の実装の目標（条件付き確率）については、海外の事例（表 4.7-1 参照）も参考にして、CDFの目標値に対し概ね 1/10 程度を確保する。
以上より、次期軽水炉における環境への影響の防護に関する指標：CFF-2 に対しては 10-6/炉年未満を設計目標とする。
4.7.3 設計における性能目標のまとめ
本節において検討した設計における性能目標に関する方針を技術要件の形に整理す
ると以下のようになる。
（a）炉心防護に関する設計目標
指標に CDF を用い、水準は世界最高水準を目標として 10-5/炉年未満を設計目標とすること。

44

44

（b）人と環境への影響の防護に関する設計目標
指標に CFF-2 を用い、溶融炉心対策の拡充等により、水準は CDF の目標値に対し約 1/10 を確保するものとして 10-6/炉年未満を設計目標とすること。
（c）設計と評価のスパイラルアプローチ
上記設計目標に対して防護策の有効性を定量的に評価（測定）し、必要に応じて設計にフィードバックすることで、設計の最適化を図ること。

45

45

4.8 経済性向上
本節では次期軽水炉の経済性向上について検討する。経済性向上を考えるに当たり、調査専門委員会にて発電コストに影響するとして抽出された要因*1 も参考に、発電コストを左右する主要な要素に着目する。発電コスト（円/kWh）は、総費用（資本費＋運転維持費＋燃料費＋社会的費用）／総発電電力量（出力×稼働年数×設備利用率）*2 で構成されており、本節で検討する内容については、経済効率性に係る技術要件として設計段階より計画・適用することが望ましい要素であり、かつ、発電コストへの影響が大きいと考えられる要素を選定することとする。これら観点より、総費用のうち大きな比率を占める初期投資（資本費）に係る「建設工期*3」、また、総発電量に影響する「稼働年数（長期運転）」及
び「設備利用率」を検討項目として取り上げる。
*1：「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会 報告書では、発電コストに影響する要因として以下の項目が抽出され、評価・考察されている。
（1）初期投資、（2）廃止措置費、（3）運転維持費、（4）燃料費、（5）設備利用率、（6）
設計稼働年数、（7）出力、（8）熱効率、（9）その他*2：【発電コストの計算方法】
経済産業省「基本政策分科会に対する発電コスト検証に関する報告 令和 3 年 9 月」発電コスト検証ワーキンググループを参照
日本で実際に建設された代表的な発電設備の資本費や運転維持費、燃料費といったデータの平均値等を用いて以下の計算式で総費用（分子）を算出し、これを総発電電力量（分母）で割ることで、1kWh 当たりのコストを算出。
（このコストは「LCOE」（均等化発電原価）と呼ばれ、発電所の建設・運営のみのコスト。系統への接続費用や、系統安定化費用などは含まれていない。
）
発電コスト（円/kWh）＝総費用（資本費＋運転維持費＋燃料費＋社会的費用）／総発電電
力量
資本費：建設費、固定資産税、設備廃棄費用等
運転維持費：人件費、修繕費、諸費等
燃料費：化石燃料の価格、核燃料サイクルの費用
社会的費用：CO2 価格、1F 事故の賠償費用、政策経費（技術開発の予算、立地交付金など）等
総発電電力量（kWh）：出力×稼働年数×設備利用率で算出*3：割引率（金利）等の影響により建設工期が長いほど建設費は増加。

4.8.1 建設工期短縮
建設コスト低減のための建設工期短縮について、建設工期に関する適用技術・効果を確認する。
① プラント建設における現地工事について
プラント建設における現地工事については、敷地造成工事と建設工事に大きく分類することができる。
・敷地造成工事
敷地の原形から切土・盛土工事により計画する敷地高さまで整備、また、必要となるアクセス道路や護岸の施工を行い、以降の建設工事が開始できるように概ね
46

46

岩盤検査の準備が可能な状態に敷地を整備するまでの期間。
・建設工事
岩盤検査から基礎掘削、建屋の施工、機器設備の据付、燃料装荷・試運転を経て営業運転開始までの期間。
ここで敷地造成の工程については、敷地の地形や広さ、地質等サイト条件に大きく依存・影響するため、本 WG での検討は建設工事を主体に検討する。
② 海外の状況について
海外での建設工事の工期の状況については、最近、送電開始した原子力プラントの建設工事の期間の中央値（メジアン）は 2020 年：84 ヶ月、2021 年：88 ヶ月であり、また、現在建設中のほとんどは、過去 10 年間に建設が開始されたもので、建設に時間がかかっているのは、パイロットプラントや初号機、あるいは建設中断
後に建設が再開されたプロジェクトであるとの報告*4 がある。また、長期化した事
例として、設計不適合や品質不良等の要因で予定より大きく遅延し 2 倍程度かかった事例やそれ以上に時間を要して営業運転に達していない事例もある。
具体例として、物量・コスト低減のために度重なり行われた建屋の設計変更により建屋壁の位置決めの誤りが何度も発生したこと、建屋内での機電設備の組立作業が複雑化したことで建設作業が阻害されたこと、下請け企業に対する指示や監督が不十分で工事が遅延したこと、規制変更の内容の解釈にばらつきがあり、後の製造過程で規制要求からの逸脱となり対応策が必要となったこと等々、設計変更の多さ、規制変更への対応、プロジェクト管理の不適切さが要因とされる。これら要因により、工程遅延及びコストオーバーランが発生、建設費の増大に繋がったとの報告が
ある*5。
*4：
（参照）日本原子力産業協会 2022 年 8 月：世界原子力協会「世界の原子力発電所
運転実績レポート 2022」WNA“World Nuclear Performance Report 2022”（2022 年 7 月発表）図表紹介（仮訳）*5：（参照）
・エネルギー問題に発言する会/日本原子力学会シニアネットワーク連絡会 2
月度講演座談会 2023 年 2 月 20 日「原子力新増設成功の要件-建設費上昇
リスクを考える」
・OECD/NEA 2020 年 7 月 2 日「Unlocking Reductions in the Construction
Costs of Nuclear : A Practical Guide for Stakeholders」（1）軽水炉発電プラントの設計の特徴
原子力発電所と一般構築物・産業製品との決定的な違いは、施設内に放射性物質を内包していることであり、特に留意すべきは、いかなる場合でも放射性物質を漏えいさせないこと、また、放射線を遮るように設計することである。したがって、特別に配慮すべき設計は以下である。
 遮へい設計：放射線をコンクリートや鉛などで遮る。

47

47

 耐震設計：大地震などの大きな揺れや力に対し、建物・設備をロバストに作る。また、機器や設備は、多数のサポートで頑丈な建物の床・壁に固定する。
 区画分離：想定する事象に対し安全性確保のため独立性を強化する。
以上より、工事工程への影響が考えられる特徴を以下に示す（図 4.8-1 参照）。
 床や壁の厚さは約 1m と厚く、また、強度確保の観点で鉄筋量も多い。
 埋込金物や貫通部スリーブ等の埋設物が非常に多い。
 機器や設備の設置場所は小部屋単位で仕切られている。

ケーブルトレイ

図 4.8-1 原子炉建屋内の設置例（2）軽水炉発電プラント建設における基本工法・工程
軽水炉発電プラントの建設工事の特徴は、①建築工事と機械・電気工事が長期間
並行して行われる、②工事物量が大きく工事期間が長期にわたる、③品質管理上の要求から細部にわたり試験・検査が行われる、ことが挙げられる。原子炉格納容器及び原子炉建屋の主要設備がクリティカルパスとなり全体建設工程を決定している場
合が多い（図 4.8-2 参照）。

48

48

▼
岩盤検査
格納容器基礎版

▼

▼

燃料装荷

営業運転

耐圧・機能試験

試運転

格納容器据付工事
内部コンクリート

格納容器内機器据付

基礎版

原子炉建屋

建築工事

埋設金物設定・機器・配管先入
機器・配管・電気計装工事

図 4.8-2 格納容器及び原子炉建屋の建設工程イメージ
また、建屋を施工しながら機電設備を搬入・据え付ける工法が通例で、建屋工事と機電工事とのインターフェースが多く、それを極力簡素にする工夫・配慮が重要である。
以上より工程短縮の主な着目点は以下となる。
① 建築工事と機電工事の同時進行かつ輻輳回避
先入れ品の拡大を図り、可能な限り、建築工事期間中に先行据え付けを行う。
② ブロック化・モジュール化の適用
ブロック化・モジュール化により作業量を低減、並行作業を拡大する。
（3）次期軽水炉の工程短縮技術
工程短縮に資する工法の適用のため、設計段階において機電工事と建築工事とのインターフェースに配慮した配置設計とすることが重要である。
① 先入れ品の拡大：無支保工（天井デッキプレート）工法
先入れ工法は従来より実績のある工法である（図 4.8-3 参照）。次期軽水炉では、タンク・熱交換器・配管類等以外にも大型回転機器や電気品も含め先入れ品の範囲を拡大して更なる作業の効率化を図り工程短縮に繋げる。

49

49

図 4.8-3 先入れ工法イメージ図（デッキプレート工法）② ブロック化・大型モジュール化工法
格納容器の組立や大口径配管類の据付等の作業について、予め工場あるいは現地加工場でブロック化・モジュール化し、一体で設置位置に吊り込むことで現地作業量の低減または並行作業を拡大することで工程短縮に繋げる（図 4.8-4 参照）。

図 4.8-4 一般モジュール（現地組み

弁・配管類、配線設備等の例）

また、原子炉建屋等への全面的な SC 工法*6 の適用も工程短縮に有効であり、規格類の整備を含めて検討することが重要である。
次期軽水炉の具体例を付属書 A「4.1 次期軽水炉の工程短縮の具体例」に示す。
*6：SC：Steel plate reinforced Concrete50

50

（4）作業効率化・合理化に係る技術
建設コストは工事期間×人件費で構成され、人件費について着目すると人による作業に無人化技術や ICT（Information and Communication Technology ）を導入することで合理化・効率化を図ることが考えられる。例えば、溶接作業にロボット技術を導入、建屋周囲の埋め戻し作業への先進の通信システム採用（自動化）、躯体工事（鉄筋）の検査への画像処理技術導入（自動化）などがある。
これら合理化技術の採用により作業員の削減、作業の効率化に寄与し、クリティ
カル作業の回避にも繋がり結果的に工程短縮にも貢献できるものと考えられる。
（5）次期軽水炉の工程短縮に関するまとめ
建設工程は、構成する設備の物量に寄与するところが大きいが、他の理由（サイトの条件、意図的な工程調整等）によっても影響されることが過去の実績からうかがわれる。近年の国内 PWR の建設工程の実績を見ると、着工（岩盤検査）から営業運
転開始までの期間として約 50 ヶ月から 70 ヶ月と開きがある。
次期軽水炉は、安全性向上を目指し、多重性・多様性・独立性の強化、外部ハザードへの耐性を強化しており、物量の低減を図るものの、トレン数の増加(補機・配管/配線設備等の増加)、区画分離の徹底や建屋壁厚の増強による建屋の鉄筋コンクリート増加等、物量の増加傾向にあることが想定され、建設工程は従来実績よりも長くなると考えられるため、作業の効率化・合理化を図り、工程短縮を図ることが重要である。
そのため次期軽水炉では、設計段階から最新工法を採用できるように配置設計等
へ適用範囲や取り合いの最適化を図ること、ICT 導入により作業の合理化・効率化を図ること、モジュールの製作場所等を敷地計画に反映しておくこと等が必要である。
また、最近の海外状況では、建設工事が予定より大きく遅延している事例が確認されており、次期軽水炉においては、規制機関を含めたステークホルダーとのコミュニケーションを密にするなどの教訓を反映の上、類似事象の再発防止を徹底しプ
ロジェクト推進していくことが重要となる。
4.8.2 設備利用率の向上
発電プラントとしての設備利用率は、総発電量を左右する重要な一要素であり、定格出力で稼働した場合には単位期間当たりの運転日数（時間）に比例する。その運転日
数はサイクル長に依存し、サイクル間に実施される定期事業者検査（定期検査）の期間にも依存する。すなわち、一般的に設備利用率を上昇させるには、サイクル長を長くし、定期検査期間を短くすることが有効である。表 4.8-1 に運転期間と定検期間から算出した設備利用率の試算を示す。
ここでは設備利用率に影響するサイクル長と定期検査期間について考察する。
51

51

表 4.8-1 サイクル長及び定検期間を変更した場合の設備利用率（試算）
サイクル長区分

運転期間（日）定検期間（日）

設備利用率（％）*7

390

60

86.7

390

30

92.9

540

60

90.0

540

30

94.7

720

60

92.3

720

30

96.0

13 ヵ月以内
18 ヵ月以内
24 ヵ月以内*7：運転期間中は定格出力にて運転を継続すると仮定（1）サイクル長
国内プラントにおいては定期検査の間隔として、13 ヵ月以内、18 ヵ月以内、24 ヵ
月以内の 3 つの区分が法令で規定されているが、国内プラントは現状、すべて 13 ヵ
月以内に区分されている。この定検間隔を延長して別区分にするには、以下の課題を解決する必要がある。
・燃料集合体最高燃焼度を考慮した燃料費への影響
・保守・点検間隔及び連続運転期間の延長による各設備への影響① 燃料集合体最高燃焼度を考慮した燃料費への影響
サイクル長が長くなると必然的にサイクル燃焼度が高くなるが、燃料集合体の健全性の観点から燃料集合体最高燃焼度が定められており、この制限を超えて燃焼させることはできない。また、サイクル長によっては取出平均燃焼度が低くなる場合もあり、使用済燃料の体数も増加し、燃料費の観点で経済性が悪化することとなる。
したがって、取出平均燃焼度をなるべく高くするような最適なサイクル長設定の検討が重要となる（付属書 A 表 A-4.2-1 参照）。但し、サイクル長を長くした場合には、軸方向出力分布が歪む傾向にあるので、この点にも留意が必要である。
次期軽水炉においては、将来の高燃焼度燃料（62GWd/t*8）の適用を想定し、より柔軟な炉心・燃料の運用を念頭に、設備条件（ほう酸タンク容量、余熱除去
系の容量など）を設計段階から盛り込むことが重要である。
さらに、中性子経済や内部転換率の向上により、プラントの設備利用率の向上と燃料費の低減が見込まれるため、これらについて検討しておくことが望ましい。また、将来的にはさらなる高燃焼度燃料（5%超濃縮度燃料など）の導入も期待される。
*8：次期軽水炉（PWR）の 18 ヵ月程度のサイクル長を 3 バッチで繰り返す運転に対応可能な最高燃焼度（付属書 A 表 A-4.2-1 参照）
5252

② 保守・点検間隔及び連続運転期間の延長による各設備への影響
次期軽水炉に対して、既設炉で定検毎（13 ヵ月毎）に保守・点検を実施している設備と同等の設備を採用する場合には、保守・点検の間隔を延長しても設備の健全性に問題がないか確認する必要がある。
確認の結果、保守・点検の間隔の延長が困難な場合、例えば 2 定検に 1 回（26ヵ月毎）の保守・点検としている設備を 18 ヵ月運転のプラントに適用する場合には、保守・点検の頻度が増えることになる（図 4.8-5 参照）。
また、連続運転期間としても延長することになるため当該設備の健全性に問題がないか確認する必要もある。
したがって、設備の健全性の確認及び、設備の保守・点検に必要なコストも勘案してサイクル長を設定する必要がある。

保守・
点検有

保守・
点検有

13 ヵ月

18 ヵ月

保守・
点検無

13 ヵ月

保守・
点検有

保守・
点検有

18 ヵ月

13 ヵ月

保守・
点検無

保守・
点検有

図 4.8-5 保守・点検頻度の例（2）定期検査期間
既設炉（PWR）における定期検査の主要工程を付属書 A の図 A-4.2-1 に示す。
定期検査の工程としてクリティカルになるのは、「原子炉容器開放から燃料取出」完了、燃料取出中の「1 次系弁・ポンプ点検」、「蒸気発生器伝熱管渦電流探傷検査」、「燃料装荷」完了である。これらの工程を短縮できれば定検のトータル期間を短縮することが可能である。次期軽水炉で工程短縮に寄与する工法・工具として採用を計画している主なものを付属書 A の表 A-4.2-2 に示す。
燃料の取出・装荷に使用する燃料取扱装置の高速化や自動化は工程短縮に大きな効果が見込まれる。また 1 次系の重要機器である蒸気発生器の検査にかかる項目も工程短縮効果が大きい。ポンプ類についてはローテーションの単位（ポンプ一式ローテーション、インターナルローテーション等）を適正化することで工程短縮が可能である（付属書 A の図 A-4.2-2 参照）。
新設ならではの対応として、作業スペースの確保、搬出入の容易さ等を考慮した配置設計が可能であり、工程短縮に期待できる。これは通常の定期検査だけではな
く、長期停止が想定される大型機器の取替工事等に対しても工程短縮は必要であり、そのための事前の配慮として取替機器の搬出入ルートや作業スペースを確保してお53

53くことも重要である。但し、長期運転のために設備の長寿命化は重要であり、特に 1次系の大型機器は運転期間中は基本的に交換しなくても良いように設計することが重要である。
また、さらなる工程短縮の手法として運転中保守（OLM*9）が有効である。OLM
はプラント稼働中に設備の点検や補修を実施することで、定検期間中の作業を減らすことができる。定検期間に集中していた点検・補修作業を分散化・平準化が可能
で、作業員の力量維持や作業の効率化、品質向上にも寄与できるため、プラントの運転コストの低減につながる。
OLM を実施する手法としては、保安規定で定められた許容待機除外時間（AOT*10）を利用して保守・点検を行う方法と、安全上必要なトレン・機器に対して追加のトレン・機器を設置してプラント運転中に保守・点検の実施を可能とする方法がある。
次期軽水炉では設計段階からリスク情報を活用し、OLM の対象系統・機器を選定
し、OLM を実現するための手法についても選択可能であり、OLM によるプラント
稼働率向上の効果とあわせて最適な設計及び運用の計画が可能である。また、設計及び運用を踏まえたリスク情報の活用により、運転上の制限（LCO*11）対象を精査して選定することも、OLM 対象の拡大につながるものと考えられる。
さらに、区画分離を徹底すること、作業スペースの確保、搬出入の容易さ等を考慮した配置設計が可能であることから、作業性の向上、系統隔離のし易さ、ヒューマン
エラーの防止などの利点により待機除外期間中のリスク低減が期待できる。したがって、区画分離の徹底などの配慮が OLM 適用に対しても有利に作用すると考えられる。
但し、計画的な AOT 活用による OLM の実施については、規制適合性の配慮が必要である。
*9 ：OLM（On-Line Maintenance）*10：AOT（Allowed Outage Time）*11：LCO（Limiting Conditions for Operation）

54

54

（3）海外の状況について① 設備利用率について
海外での設備利用率を図 4.8-6 に示す。2000 年以降は世界平均でも 80%以上を維持しており、特に米国では概ね 90%という高水準で推移している。

ドイツ

米国
世界
(日本除く)
フランス

中国
ロシア

英国

図 4.8-6 各国の設備利用率の推移*12*12：総合資源エネルギー調査会 発電コスト検証ワーキンググループ（第 3 回会合）資料 5「原子力発電に係る実績データについて」日本エネルギー経済研究所（令和 3 年
4 月 12 日）（https://www.enecho.meti.go.jp/committee/council/basic_policy_subcommittee/mitoshi/cost_wg/2021/data/03_08.pdf）② サイクル長について
2000 年~2008 年の各国の原子力発電所のサイクル長の平均値は、米国は約 18ヵ月、フランスは約 15 ヵ月、ドイツは約 13 ヵ月、韓国は約 17.5 ヵ月であり、また、時系列で見ても、各国とも長期的に見てサイクル長は延長される傾向にあるとしている*13。
*13：「米・欧・韓の原子力発電所設備利用率向上に向けた取り組み －日本は何を学ぶべきか－」、日本エネルギー経済研究所 （2010 年 6 月）(https://eneken.ieej.or.jp/data/3205.pdf)③ OLM による定検短縮の実施状況について
米国では定期検査の効率化の取組みにより、定期検査期間の平均日数は 30 日台
まで短縮されている *14。米国における定期検査の効率化の取組みの一例として
South Texas Project での OLM の導入事例を以下に示す。

55

55

＜米国 South Texas Project（PWR）での OLM の実施状況について＞*15
認可された T-Spec での LCO については従来の 100％×2 プラントと同等であり、AOT は制限されている。
OLM の実施に当たっては、AOT の設定においてリスク情報が活用されている（リスク管理 Tech. Spec.（RMTS）の導入）。
OLM 実施の対象機器は OLM によってトリップや出力低下を起こさないことを条件に選定している。
OLM 実施サイクルは 12～13 週間で、この 12 週サイクルに個々の対象機器の実施時期（基本的に 1 週間）を当てはめて行く。当てはめ方は 12 週の各 1 週間を
4 グループに分けて機器のトレンを考慮して割り当てていくものである。この当てはめにより異なる安全系トレンの機器は相互に別の週に OLM を実施することになる。
個別機器の作業計画は OLM の実施に先立ち 26 週間前から準備を始め、スケジ
ュール等の調整を行い、14 週間前に実施スケジュールを決定する。
OLM 導入前はプラントの計画停止期間が 3 ヶ月程度であったが、OLM を導入したことによって 1 ヶ月あまりに短縮が図れている。
なお、本プラントは安全系と電源系は 100％×3 の構成であるが、建設当時の TSpec 認可においては従来プラント（100%×2）と同等の LCO しか認められず、
AOT も同様に制限されている。また、全ての設備が 3 トレン構成ではなく、使用済燃料ピット冷却系などの非事故時対応設備は 2 トレン構成となっている。
*14：第 23 回総合資源エネルギー調査会 電力・ガス事業分科会 原子力小委員会 資料 4「原子力発電の更なる利用率向上および長期運転に向けた取組み」
（電気事業
連合会）
*15：原子力の安全規制の最適化に関する研究会 第 7 次海外調査報告書（米国 OLM
調査）（訪問期間 2010 年 1 月 18 日（月）～1 月 22 日（金））2010 年 3 月、日本機械学会第 7 次海外調査団（4）次期軽水炉の設備利用率の向上についてのまとめ
設備利用率の向上には、サイクル長の延長と定期検査期間の短縮が有効である。
サイクル長は、装荷する燃料の集合体最高燃焼度に応じて、燃料費、使用済み燃料の体数抑制の観点から最適なサイクル長を設定し、またサイクル長の延長による設備の保守・点検にかかるコスト増加にも留意して、設備利用率向上の効果とあわせて検討する必要がある。
また、定期検査期間は、設備の自動化や高速化などの新技術の導入により短縮が期待される。
以上より、次期軽水炉では新設ならではの特長を生かして、設計段階から最適なサイクル長を設定して、それに応じた保守・点検の計画を立案し、OLM の適用を前提にプラント設計、運営計画の立案をすることで、設備利用率の向上が期待できる。
56

56

さらに、新知見や新技術の開発の動向を注視し、長サイクル化や定期検査期間の短縮に有益だと考えられる知見・技術を適宜採用することで、さらなる設備利用率の向上も見込まれる。
4.8.3 長期運転
（1）次期軽水炉での耐用年数に関する基本的な考え方
現在、国内においては、発電用原子炉の運転期間を運転開始から 60 年を超えての運転も認め得る法改正がなされ（令和 5 年 5 月 31 日）、運転開始 30 年から 10 年を超えない期間ごとに長期施設管理計画を定め認可されることにより運転を継続する制度が運用されている。次期軽水炉においては、既設炉での運転経験を踏まえ、運転開始以降の長期運転を想定して設計段階から信頼性向上や保守性向上等の対応策を適切に取り込んでいくことが重要である。
（2）海外の長期運転に関連する制度設計の最新動向
近年、原子力利用国では規制機関が運転開始時に認可した原子力発電所の運転期間を延長・更新しての長期運転が本格化している。例えば米国では最初の運転認可
期間は 40 年と定められているが、規制機関の審査により 20 年間の運転延長が可能
であり、この運転期間延長の申請回数には上限がない。また、仏国や英国などでは運転認可期限は規定されておらず、10 年に 1 度の定期安全レビューを実施し、運転継続について規制機関の審査を受け承認を得ることで延長が可能とされている。
特に米国では、半数近いプラントが 40 年を超えて運転しており、60 年運転は自然な流れとなっている。さらには、2 度目の 20 年間の運転認可更新の申請を提出す
るプラントも出つつあり 80 年の長期運転に移行しつつある。
（3）長寿命化に関する対応技術
次期軽水炉として、信頼性・保守性の向上の観点より設計段階から配慮していく
事項について以下に示す。
① 設備の信頼性向上
基本的な考え方は設備を長寿命化して長期運転を実現できるようにすることであり、そのために過去に経験した照射脆化、腐食や疲労等の経年劣化事象への対応策をその時点での最新知見も含め、もれなく設計に反映していくことである。
耐食性の高い材料を主要機器に適用すること等により、設備を長寿命化し長期間運転を実現できるように設計段階から経年劣化対策等の信頼性向上施策を検討し取込むことを基本としている。既設炉の主要機器において取替の主要因となった部位と劣化モードを明確にして適切な対応をとる。例えば腐食が要因であれば耐食性の優れた材料を採用、さらには腐食環境を排除すべく構造設計を変更することも考えられる。
57

57

（付属書 A：「4.3 経年劣化対策の具体例」参照）② 保全活動への配慮
長期運転時には、長期運転を踏まえた施設管理が求められ、保全活動も変化する。それを前提に設計段階よりプラント設計に適切な配慮をしていくことは重要である。
設備の取替に配慮した配置設計や揚重設備等の諸設備を予め想定して配備しておくことや、経年劣化の把握及び状態監視のための超音波試験、温度計測等が容易に実施できるように設備の構造（直管長やスペース等）、保温材の仕様等、設計に反映しておくことは長期運転に向けて有益な事前の配慮と考えられる。
国内の 60 年運転の認可に際して必要な経年劣化対応としての特別点検では、原子炉容器の胴部の超音波探傷試験や 1 次冷却材ノズルコーナー部の渦電流探傷試
験等があり、この様な試験が容易に実施できるように前述の予めの処置をしておくことは適切な保全計画遂行に繋がるものと考えられる。
また、次期軽水炉では十分な作業スペースの確保、アクセス性等への配慮が設計段階から可能であることから、将来の新知見へのバックフィットが発生した場合においても改造工事等が比較的容易に実施可能であり、長期運転への対応にも有効であると考えられる。
（付属書 A：「4.4 長期運転に備えたプラント設計の例」参照）③ 長期運転を想定した設計条件の設定
設計段階では設備設計のための前提となる設計過渡条件を定めるが、従来は 40年間であったが、次期軽水炉ではさらなる長期運転を想定して設計過渡条件を定めて疲労評価を実施することも検討しておく必要がある。
（4）次期軽水炉の長期運転についてのまとめ
次期軽水炉においては、設計段階から経年劣化事象への対処や運転開始以降の検査・評価への対応を的確に行える処置を設計に取り込むことで効率的に 60 年～80
年運転への対応が可能である。
以上より、次期軽水炉では新設ならではの特長を生かして、設計段階から適切なプラント寿命を設定し、それに応じた保守・点検の計画を立案することで、設備利用率の向上が期待できる。
なお、将来の設備や部品類の調達に関して、仕様の適正化等により調達性の柔軟化を図ることで、製造中止品が発生した場合への柔軟な対応、サプライチェーンの維持への配慮等、長期運転への対応をよりやり易くすることを考慮しておくことも重要である。

58

58

4.8.4 経済性向上のまとめ
本節では次期軽水炉の経済性向上について検討した。経済性向上を考えるに当たり発電コストを左右する主要な要素として、「建設工期」、「設備利用率（サイクル長、定期検査期間）」及び「稼働年数」を取り上げ、プラント建設の工法技術、定期検査技術や設備の信頼性向上技術等の様々な技術の適用を検討し、それらを効果的かつ合理的に実現するために、配置・構造設計、設備設計等、設計段階において配慮するべき事項
について整理した。
経済性向上は、社会的受容性の基本的要件として次期軽水炉の重要コンセプトであるため、引き続き今回取り上げた事項以外の建設費に影響する設備物量、発電量に影響する出力や熱効率等の技術事項についても検討を実施し経済性向上への対応を充実していくことが有効である。さらに、今後の既設炉の廃止措置の経験を踏まえ、次期軽水炉の廃止措置に係る技術事項について設計段階からの配慮が重要である。
また、今回の検討に際しては概ね開発が完了し実証段階にある技術を優先的に導入することを基本としたが、さらなる経済性向上を目指して将来の新知見・新技術の適用も視野に入れ、それらの動向を注視していくことが有効である。さらに、次期軽水炉では設計段階から柔軟な系統・配置設計が可能であることから、運転段階での新知見・
新技術の適用を見据えて、改造工事等への対応を比較的容易に行えるように、機器の搬入経路や作業スペース等の確保といった作業性やアクセス性に対する事前の配慮を実施しておく事も重要である。
以上、本節において検討した経済性向上に関する設計思想を技術要件の形に整理す
ると以下のようになる。
（a）効果的かつ合理的な建設工期の短縮
最新工法（大型モジュール化等）を採用できるように工事計画を設計段階から実施し、適用範囲や取合い条件等を配置や建屋構造等の設計へ反映すること。
（b）設備利用率の向上（サイクル長の延長と定検期間の短縮）
燃料の最高燃焼度に応じて合理的なサイクル長を設定し設備設計すること。また、作業・点検の自動化や高速化等の技術導入や OLM の適用も考慮して定検短縮を図るものとし、システム・配置設計や設備設計に反映すること。
（c）長期運転のための設計配慮
経年劣化事象等の監視及び対応について、最新知見も含め設計に反映すること。
また、運転開始後の設備取替も想定した配置設計、検査性向上など状態監視が容易となる設備設計等を実施すること。

59

59

4.9 次期軽水炉の設計思想のまとめ
本章では次期軽水炉の重要コンセプトを実現するための設計思想について検討した。
それらを技術要件の形で全容を整理すると表 4.9-1 のようになる。
表 4.9-1 次期軽水炉の重要コンセプトと技術要件一覧
重要

技術要件

コンセプト

（a）各防護レベル及び防護レベル全体の防護性能の確保
防護レベル内においては、防護策に適切な多重性又は多様性を持たせ、かつ独立性を確保することなどにより防護が有効であること。防護レベ
ル間においては、各防護レベルの防護策が広義の独立性を確保すること。
（b）バランスの良い深層防護の実装
プラント全体としての安全性を合理的・効果的に高めるために、各防護（1）深層防護策に適切な防護性能を持たせ、かつ、特定の防護レベルに過度に依存しないようにすること。
の実装の
（c）SA
対策の基本方針考え方
管理・運用性及び信頼性の高い恒設設備を基本とした対応を主とすること。設計想定を超える事象に対して柔軟な対応が可能なように可搬型設備等を有効活用すること。
（d）不確かさへの備え
事故シナリオや物理現象の不確かさへの備えの対応として、発生防止と発生した場合の影響低減のための対応を講じることとし、発生頻度は低いが不確かさの大きい現象に対する防護策についても考慮すること。
（a）共通要因故障の防止と防護レベルの信頼性向上
深層防護の考え方に従い、合理的に達成可能な範囲でレベル間の機能的（2）内的事象な独立性を確保し、安全機能に重大な影響を及ぼす共通要因故障を防止すること。加えて、トレン数の増加や区画分離の徹底等によりレベル内への対応の多重性又は多様性及び独立性を強化し各深層防護レベルの信頼性を向上させること。
（a）共通要因故障の防止
外的事象の種類及びそれらの設計基準は、最新知見等を考慮の上、設計裕度を設けて適切に設定すること。また、建屋の頑健化、敷地計画の適（3）外的事象正化等により外的事象に対する高い堅牢性を持たせ、分散配置や区画分への対応
離の徹底等の効果的かつ合理的な対策を講じ、頑健化と適切な安全余裕
ならびに深層防護の考え方に従い共通要因故障を防止すること。なお、対策を講じる際には自然現象の属性を考慮すること。
（a）テロへの耐性の確保
建屋の頑健化や区画分離の徹底、機器・設備のレイアウトの適正化、多層かつ多様なサイバー攻撃対策等により、APC による衝撃力・振動等（4）APC そのからの防護、機器の同時損傷防止、侵入防止等のテロへの耐性を確保す
ること。
他テロ対
（b）安全設計と核セキュリティの両立策
設計段階における安全対策の設計プロセスにて核セキュリティ施策の設計をフロントローディングし、安全設計と核セキュリティの両立を図
ること。
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60

重要

技術要件

コンセプト

（a）可搬型設備等の有効活用
外的事象や事故シナリオの不確かさ等、設計想定を超える事象があり得（5）設計想定ることを考慮し、防護レベル 4a、4b の各種機能（恒設設備で構築）にを超える
対して、より前段で事象進展を緩和し、その効果として時間的な裕度を事象への確保するために、大規模損壊への対処として配備される可搬型設備に加対応
え常用設備等を効果的かつ合理的に有効活用できるように、仕様及び接続方式等を共通化すること。
（6）安全性向 （a）最新技術の反映に関する基本方針
最新技術の取り入れについては、概ね開発が完了し、また規制適合性も考上に資す
慮された実証段階である技術を優先的に導入すること。
る最新技
術の反映
（a）炉心防護に関する設計目標
指標に CDF を用い、水準は世界最高水準を目標として 10-5/炉年未満
を設計目標とすること。
（b）人と環境への影響の防護に関する設計目標（7）設計にお指標に CFF-2 を用い、溶融炉心対策の拡充等により、水準は CDF のける性能
目標値に対し約 1/10 を確保するものとして 10-6/炉年未満を設計目標
目標とすること。
（c）設計と評価のスパイラルアプローチ
上記設計目標に対して防護策の有効性を定量的に評価（測定）し、必要に応じて設計にフィードバックすることで、設計の最適化を図ること。
（a）効果的かつ合理的な建設工期の短縮
最新工法（大型モジュール化等）を採用できるように工事計画を設計段階から実施し、適用範囲や取合い条件等を配置や建屋構造等の設計へ反映すること。
（b）設備利用率の向上（サイクル長の延長と定検期間の短縮）
燃料の最高燃焼度に応じて合理的なサイクル長を設定し設備設計する（8）経済性向こと。また、作業・点検の自動化や高速化等の技術導入や OLM の適用
上も考慮して定検短縮を図るものし、システム・配置設計や設備設計に反映すること。
（c）長期運転のための設計配慮
経年劣化事象等の監視及び対応について、最新知見も含め設計に反映すること。また、運転開始後の設備取替も想定した配置設計、検査性向上など状態監視が容易となる設備設計等を実施すること。

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5. 政策的課題を含むその他の課題への対応
前章までは、次期軽水炉の重要コンセプトとして実証性と時間軸の観点より本 WG で優先的に議論する論点について検討を行った。本章では、それら以外の項目について、設計方針や考え方の方向性を検討・整理する。
対象は、3 章「社会的要請に基づく次期軽水炉の重要コンセプト」での論点抽出において、次期軽水炉の技術的事項に特化するものでないため本 WG での議論の優先度は比較的低いとしたが、政策的課題あるいは原子力全般の共通的課題としての観点より整理された項目である。具体的には、3 章の図 3.1-1「現実的なオプションとしての次期軽水炉の論点抽出」により WG での重点的な議論の対象外に分類された項目、すなわち表 3.2-1「社会的受容性の基本要件に対応する次期軽水炉の設計項目・設計の特長について検討するべき優先度の評価」の最右欄「議論の優先度」に○が付されている項目であり、それらを以下のように再整理した。
（1）再生可能エネルギーとの協調性を考慮した負荷追従性能（2）電力系統のレジリエンスを考慮した所内単独運転性能（3）プラントのライフサイクルを考慮した保守性・運用性の向上（4）作業員被ばくの低減を考慮した設計（5）核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性（6）地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性
なお、次期軽水炉における設計方針（例）については、付属書 A の 5 章に示す。
5.1 再生可能エネルギーとの協調性を考慮した負荷追従性能
2050 年の脱炭素社会実現に向けて、今後増大していく再生可能エネルギーとの協調は、全電源共通の課題である。また、具体的な協調方法については、将来の実現シナリオに依存するため、エネルギー全体の課題として全体最適を目指した総合的な視点が必要と考えられる。
したがって、再生可能エネルギーとの協調性については、今後の他電源の技術開発、インフラ整備など様々なイノベーションへの挑戦・具現化により達成される電源構成を見据えつつ、安定的で安価なエネルギーの供給を確保する中での原子力発電の役割や有効性を具体化すると言う将来課題であると認識し、次期軽水炉として考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
なお、第 6 次エネルギー基本計画においては、再生可能エネルギーや水素・CCUS*1、原子力に関する取組などを挙げ、「安価で安定したエネルギー供給によって国際競争力の維持や国民負担の抑制を図りつつ 2050 年の脱炭素社会を実現できるよう、あらゆる選択
肢を追求する」とされ、再生可能エネルギーとの協調は全電源共通の課題である旨記載されている。
*1：Carbon dioxide Capture, Utilization and Storage

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5.1.1 基本的な考え方・対応方針
太陽光発電や風力発電のような再生可能エネルギーは発電能力の安定性が比較的低い（例：天候により発電量が変動し、非同期型発電のため慣性力を持たない、自然災害
等の外乱に対する耐力が小さく発電停止しやすい）とされるため、再生可能エネルギーとの共存能力の向上のためには、以下の性能向上を考えておく必要がある。
・ 負荷追従性能（日負荷追従性能・周波数制御性能）
再生可能エネルギーの供給力増大に伴う新たな系統安定化手段として、原子力発電プラントの負荷追従性能を向上させておくことが期待される。また、電力系統の慣性力低下による系統安定性への影響を抑制するため、周波数制御性能を向上させることも重要と考えられる。
・ 所内単独運転性能（運転継続能力）
再生可能エネルギー増加により系統安定性が低下し、系統擾乱の発生頻度が増加する可能性があるため、系統擾乱に対して、原子炉が安全に運転継続して確実に所
内単独運転に移行することで、早期の電力供給の復旧に備えることが望まれる。
なお、本件については、5.2 節に整理しているためここでは省略する。
5.1.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1）日負荷追従性能向上① 課題・現状認識
日負荷追従運転においては、出力を数十パーセント程度変動させることになる
ため、制御棒での調整が大きくなる。このため、軸方向出力分布が大きく変動するが、安全上の観点から許容幅を逸脱することはできない。また、ほう素濃度調整では出力調整は遅く、運転サイクル末期では調整能力が低下する。これらにより、大きな変動を伴う日負荷追従運転に制限が掛かることになる。
さらに、定格出力一定運転を前提とする設備仕様では、出力調整時における軸方向出力分布調整等が自動化されていないため、日負荷追従運転を実施すること
は運転員の負担となる可能性が高い。
② 技術要件
軸方向出力分布変動を抑制し、制御棒による調整能力を向上する方法としては、制御棒制御方式の改良により軸方向出力分布変動を抑制する等、制御棒による調整能力の向上が有益である。
また、頻繁な日負荷追従運転を実施する場合、制御系の一層の自動化やプラン
ト監視をサポートするシステムの導入により、運転員の負担軽減を考慮することが望ましい。

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（2）周波数制御性能向上① 課題・現状認識
周波数制御運転については、比較的早い周期（秒～分単位）での出力変動が繰り返されるため、制御棒クラスタなどの機器の作動回数が過剰となることや頻繁な冷却材温度変化による熱過渡が増大することから、設備への負担が大きくなる。
② 技術要件周波数制御運転については、出力変化幅が小さいことから、従来の制御方式で十分対応可能であるが、主要機器の耐力（摩耗・疲労）評価の見直しを含めて検討することが望ましい。
5.1.3 まとめ再生可能エネルギーの供給力増大に伴う新たな系統安定化手段として、原子力発電プラントの負荷追従性能及び周波数制御性能を向上させておくことが重要となる。次期軽水炉においては、設備仕様に制御棒制御方式の改良等の新しい技術によって、出力変化幅及び出力変化率等の性能向上、さらには運転員の負担軽減も含め、合理的に達成することが見込まれる。したがって、設計段階においてそれらの設備設計を具体化することが適切であると考えられる。

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5.2 電力系統のレジリエンスを考慮した所内単独運転性能
エネルギー政策の議論において安定供給は最重要課題として位置付けられている。災害時の電力系統のレジリエンスという観点では、電力系統全体に係る検討が必要であり、送電系統の故障等の外乱発生時における安全な運転継続、即時復旧能力は既設炉も含めて共通の課題でもある。次期軽水炉として考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
5.2.1 基本的な考え方・対応方針
送電系統の故障等により原子炉が自動停止すると、大規模かつ安定電源である原子力発電所からの電力供給が停止し、系統安定性が低下する。
したがって、そのような外乱に対して、原子炉が安全に運転継続して、確実に所内単独運転に移行することで、早期の電力供給の復旧、安定供給に備えることが重要である。
5.2.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1） 課題・現状認識
既設炉での送電系統の故障等の外乱による原子炉停止事象を鑑みると、負荷急減
時に発熱量（原子炉出力）に対して除熱量（蒸気量）の不整合が発生し、適切に処理できず、原子炉自動停止に至ることがある。
（2） 技術要件
負荷急減時に発熱量に対して除熱量をバランスさせるため、タービンバイパス弁の増強や一部の制御棒を落下させるなどの制御棒挿入速度の向上により、原子炉側の出力を調整する方法が考えられる。
確実な所内単独運転性能向上には、タービンバイパス弁誤開放時の影響や開放後の過冷却、制御棒落下時の影響評価を考慮した設計の検討が望ましい。
5.2.3 まとめ次期軽水炉における所内単独運転性能向上については、電力系統のレジリエンスという観点で、目標を「送電系統の故障等の外乱に対して、原子炉が自動停止しなくとも安全に運転継続が可能であること」と設定し、タービンバイパス弁での除熱性能向上
だけでなく、原子炉側の早期の出力調整能力を付加するなどの新しい技術を適用する
ことにより合理的に達成することが見込まれる。したがって、設計段階にて設備設計を具体化することが適切であると考える。

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5.3 プラントのライフサイクルを考慮した保守性・運用性の向上
保守性・運用性については、建設から廃止措置までのプラントのライフサイクルを考慮した設計とすることが必要である。具体的には、将来の改造やバックフィットへの柔
軟性、放射性廃棄物発生量の最小化、廃炉時の作業性を考慮した設計などが考えられる。
次期軽水炉として考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
5.3.1 基本的な考え方・対応方針
保守性・運用性の向上に関し、次期軽水炉で考慮する設計・技術面としては以下が考えられる。
・ 保守性・機器の取替を考慮した配置設計
・ 廃液等の放射性廃棄物の発生低減／濃縮減容などの最新技術を適用
・ 既設炉の廃止措置における技術開発の次期軽水炉への設計反映
5.3.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1）保守性・機器の取替を考慮した配置設計① 課題・現状認識
既設炉においては機器の取替を設計当初に見込んでおらず、改造工事やバックフィット対応が困難なケースが見受けられるため、次期軽水炉においては、これらについての考慮が重要である。
② 技術要件
4.8 節「経済性向上」でも示した通り、次期軽水炉では、新設ならではの対応として、保守性の向上及び、大型機器の取替工事も想定した将来の改造や新知見対応のバックフィットへの柔軟な対応ができるように、搬出入ルートや作業スペース等を確保しておくことが可能である。これはライフサイクルを通じてプラントの安全性を維持・向上していくための保全活動の基本となるものであり、過去の運転・保守経験並びに将来対応への柔軟性を反映・配慮した保守計画を立案・実行していく
上での重要な要件であると考えられる。したがって、安全性向上の重要な技術要件である区画分離等による独立性の確保をした上で、作業スペース確保等についても適切に配慮していくことが重要である。
（2）廃液等の放射性廃棄物の発生低減／濃縮減容などの最新技術を適用① 課題・現状認識
次期軽水炉においては、運転中の廃棄物量の低減を念頭に設計することが重要である。
② 技術要件
放射性廃液については、反応度制御に使用するほう素に対し、中性子吸収断面積の大きなほう素 10（以下、10B）を濃縮した濃縮 10B を適用することにより、濃縮
6666廃液量を低減することなどが考えられる。また、最新の濃縮減容技術が適用可能なように配置上の考慮を行うことも考えられるため、これらについて考慮した設計の検討が望ましい。
（3）既設炉の廃止措置における技術開発の次期軽水炉への設計反映① 課題・現状認識
廃止措置段階における設備の撤去解体では、放射線量が高い炉内構造物等の解体作業においては、作業員の被ばく防止の観点から遠隔での操作が基本となる。また、
ICT などの技術革新を考慮した設計は重要である。
② 技術要件
遠隔操作を効率的に実施するためには、高度な作業機能を備えた遠隔装置（ロボット等）が必要とされ、設計段階から廃止措置に係る遠隔装置等の技術が適用（設置）できる様に考慮しておくことも有用であると考えられる。
また、将来の技術進歩を見据え、配置に余裕を持たせることや通信系の設置が行いやすい設計など、最新技術の適用が比較的容易になるような配慮も有用であるため、これらについて考慮した設計の検討が望ましい。
5.3.3 まとめ次期軽水炉の保守性・運用性については、建設から廃止措置までのプラントのライ
フサイクルを通じてプラントの安全性を維持・向上していくことを目標に設計を進めることが重要である。したがって、将来の改造やバックフィットへの柔軟性、放射性廃
棄物発生量の最少化、廃止措置に係る技術進歩への配慮等を考慮した設計とすることが適切であると考える。

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5.4 作業員被ばくの低減を考慮した設計
作業員被ばくの低減については、次期軽水炉だけでなく既設炉や再処理施設などでも考慮すべき項目であり、原子力全体の課題と認識している。新設炉である次期軽水炉では最新技術の導入が設計段階から可能であることから、考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
5.4.1 基本的な考え方・対応方針
被ばく低減策は、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の思想に基づき、合理的に達成し得る対策を採用することを基本方針とし、設計段階から考慮する対策として主に以下の3つに分類される。
（1） 線源発生量の低減策（2） 線源の除去策（3） 放射線防護対策
5.4.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1）線源発生量の低減策① 課題・現状認識
PWRプラントの放射線源のうち作業員被ばくに寄与する核種は、58Co、60Co が主であり、これらは各機器の材料接液部表面から親元素であるNi、Co が腐食生成物として放出され、それが燃料表面に付着して中性子照射により放射化されることで生成される。そして、放射化された腐食生成物が、再び各機器の接液部表面に付着することで、定期検査時等の作業員被ばくの線源となる。
② 技術要件
線源発生量の低減策については、最新知見に基づく適切な1次系水質管理や原子炉及び冷却材配管などの材料の適切な選定が重要である。
（2）線源の除去策① 課題・現状認識
線源発生量の低減策を講じたとしても、完全に線源の発生を抑制することはできないため、発生した線源を除去する必要がある。
② 技術要件
浄化設備（化学体積制御系統）により発生した腐食生成物を除去することで線源の低減を図ることが可能であり、次期軽水炉として適切な浄化設備を設定することが重要である。
（3）放射線防護対策① 課題・現状認識
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線源発生量の低減、線源の除去に加え、放射線防護の観点で以下の3項目に関する対策がある。
・「遮蔽」線源と作業員の間に遮蔽物を設置することで被ばく線量を低減
・「距離」線源と作業員との距離を離すことで作業時の空間線量率を低減
・「時間」作業員が放射線に曝される時間を短縮することで被ばく線量を低減② 技術要件
上記の考え方に基づき、配置設計・遮蔽設計・定検作業検討等 設計段階で対策を具体化していくことが重要であるが、特にロボットの導入による遠隔化、無人化技術の積極的な活用など、新設炉である次期軽水炉ならではの対策を講じることは重要である。
5.4.3 まとめ次期軽水炉における作業員被ばく低減については、ALARAの思想に基づき、原子炉や冷却材配管などの材料の適切な選定、浄化設備の適切な設定、配置・遮蔽設計やロボットの導入など遠隔化・無人化技術の活用を考慮し、作業員被ばくを極力低減する設計が適切であると考える。したがって、被ばく低減に対する要件を設計段階から水質管理基準、材料設計、系統設計、配置設計等に適切に取り込んでおくことが重要であ
る。

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5.5 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性
MOX 燃料の適用性については、核燃料サイクルの確立に向けた取組の一環、余剰プルトニウムの管理の面で重要課題と認識される。既設炉にて MOX 炉心を適用した実績もあり、次期軽水炉として考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
5.5.1 基本的な考え方・対応方針
MOX燃料の導入については、核燃料サイクルの進捗や余剰プルトニウムの管理など、
国策に関係する部分が多い。一方で既設炉でもMOX燃料の適用実績はあり、技術的には確立されていると考える。よって、装荷割合の増加に伴う技術的な課題（崩壊熱、反応度停止余裕）への対応を検討することが必要である。また、装荷割合の増加に伴う経済性への影響をも考慮し、MOX燃料の装荷割合と経済性が両立する範囲を目指す設計とすることが適切である。
5.5.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1）課題・現状認識
MOX 燃料の装荷割合が 1/3 程度（最高燃焼度 45GWd/t）までは、原子炉安全基準専門部会報告書*1 において、ウラン燃料炉心と同様の設計が可能であると認められているため、規制の予見性があると考えられる。
MOX 燃料の装荷割合が 1/2 を超過するなどの場合には、構造上の配置制約が発生する可能性があること、また、MOX 燃料は最高燃焼度制限及び反応度が低いことから、燃料取替体数が増加するため、最適サイクル長が短サイクル側に移行する
ことが考えられ、設備利用率の観点で経済性に影響することが考えられる。
*1：原子炉安全基準専門部会報告書「発電用軽水型原子炉施設に用いられる混合酸化物燃料について（平成 7 年 6 月 19 日原子力安全委員会了承）」（2）技術要件
将来的な MOX 燃料の装荷割合の増加にも柔軟に対応できるように、技術的な課題である崩壊熱の増加、反応度停止余裕の低減について、設計段階から考慮しておくことが望ましい。
5.5.3 まとめ次期軽水炉におけるMOX燃料の適用性については、将来的なMOX燃料の装荷割合の増加を設計段階から考慮しておくことが適切であると考える。

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5.6 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性
燃料の調達安定性は、地政学的、地経学的リスクへの対応がエネルギーに関して直面する重要課題である。燃料の調達安定性や準国産エネルギーであるという特性は既設炉も含めて共通であり、原子力一般に係る論点であるとの認識のもと、次期軽水炉として考慮すべき技術要件の方向性を確認する。
5.6.1 基本的な考え方・対応方針
我が国はウランを石油と同様に海外からの輸入に依存しており、その割合は100％であるため、燃料自体の自給率はゼロである。しかし、ウランは、石油や天然ガスに見られるような特定地域への強い偏在がなく、カナダやオーストラリアなど政情の安定した国々に分散しているため、資源確保の観点から供給安定性に優れていると言える。
また、ウランはそのエネルギー密度が高く、少量で大きなエネルギーを発生するため、輪送が容易で長期間運転が可能であることから貯蔵性の観点でも優れている。さらに、
プルトニウムの利用によっても、海外依存度低減に繋がると言えるが、プルトニウムの利用は核燃料サイクル全体の課題と認識している。
したがって、次期軽水炉の技術要件としては、発電電力量当たりのウラン消費量の最少化の観点が考えられる。
5.6.2 次期軽水炉で考慮するべき技術要件（1）課題・現状認識
発電電力量当たりのウラン消費量の最少化については、MOX による代替、中性子吸収・漏洩量の低減（中性子経済の向上）、内部転換率の向上などが考えられる。
（2）技術要件MOX 燃料の適用について、5.5 節でも示した様に将来の MOX 燃料の装荷割合の増加に対して柔軟に対応できるように設計段階から考慮しておくことが適切である。中性子経済や内部転換率の向上については、適切な燃料設計、炉心設計の適正化や中性子反射体の設置など、総合的に考慮した設計の検討が望ましい。
5.6.3 まとめ次期軽水炉における燃料の調達安定性については、地政学的、地経学的リスクへの対応として、ウランの海外依存度低減に繋がる発電電力量当たりのウラン消費量の最少化が考えられるが、プルトニウムの利用なども関係することから、サイクル政策や経済性の観点も含めて評価し、適切な設計を採用することが必要であると考える。

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5.7 政策的課題を含むその他の課題への対応のまとめ3 章での論点抽出において政策的課題あるいは原子力全般の共通課題とした項目について、本章では設計方針や考え方の方向性を確認した。本章において検討した次期軽水炉における技術要件は以下のようになる。
（1） 再生可能エネルギーとの協調性を考慮した負荷追従性能
将来の電源構成や電力需給に柔軟に対応できるよう、合理的な範囲で、設計段
階から日負荷追従性能と周波数制御能力を適切に設計に取り込むこと。
（2） 電力系統のレジリエンスを考慮した所内単独運転性能
送電系統の故障等の外乱に対して、安全に運転継続が可能であることを目標として設定し、新技術を適用することにより合理的に達成すること。
（3） プラントのライフサイクルを考慮した保守性・運用性の向上
建設から廃止措置までのライフサイクルを考慮し、将来の改造やバックフィッ
トへの柔軟性、放射性廃棄物発生量の最小化、廃炉時の作業性の観点で、将来の技術進歩に配慮した設計とすること。
（4） 作業員被ばくの低減を考慮した設計
ALARA の思想に基づき、最新知見に基づく適切な 1 次系水質管理や原子炉及び冷却材配管などの材料の適切な選定、浄化設備の適切な設定、配置・遮蔽設計やロボットの導入などの遠隔化・無人化技術の活用を考慮し、作業員被ばくを極力低減する設計とすること。
（5） 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性
次期軽水炉における MOX 燃料の適用性については、将来的な MOX 燃料の装荷割合の増加を設計段階から考慮しておくこと。
（6） 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性
発電電力量当たりのウラン消費量の最少化を考慮しつつ、サイクル政策や経済性の観点も含めて評価し、適切な設計を採用すること。

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6. 次期軽水炉に対応する規制や制度の考え方
4 章では次期軽水炉の重要コンセプトに関する設計思想を検討し技術要件として整理した。本章では、それら重要コンセプトに基づいて次期軽水炉の設計を推進し、建設計画を具体化するにあたって、関連する規制や制度について技術的観点より検討する。規制や制度については、安全性向上における不断の取り組みとして、現在でも安全に関連する最新知見が都度反映されている。また、事業者においても、既設炉の安全性向上のための評価（安全性向上評価）を定期的に実施し、最新知見を反映している。ここでは、より安全でより合理的な次期軽水炉のポテンシャルを最大限発揮できるための規制や制度の考え方を検討する。
着目点として、①プラントの設計を進める上での「次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方」、②プラント建設の際の「次期軽水炉における立地の適性評価の考え方」を取り上げる。
6.1 次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方
次期軽水炉の重要コンセプトごとに技術要件を整理し、次期軽水炉の技術要件と関連する現行の規制や制度に関して、考察要否を判断する。さらに、考察が必要とした項目に対し、関連する規制や制度の背景や根拠、海外事例等との比較も含め技術的観点より検討する。
なお、ここでの規制や制度とは、次期軽水炉の設計を進める上で技術的に準拠する規制や基準、関連するガイド類、及び、実機を建設する際の適性評価のために準拠する規制や指針類等をいう。
6.1.1 重要コンセプトと関連する規制や制度の整理
次期軽水炉の重要コンセプトとして抽出した項目は以下のとおり。それぞれの項目に対して、次期軽水炉の技術要件を整理して、関連する規制や制度を調査し、技術要件と比較検討した上で考察要否を判断する。
（1）深層防護の実装の考え方（2）内的事象への対応（3）外的事象への対応（4）APC その他テロ対策（5）設計想定を超える事象への対応（6）安全性向上に資する最新技術の反映（7）設計における性能目標（8）経済性向上（建設工期短縮、設備利用率、長期運転）

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（1）深層防護の実装の考え方① 次期軽水炉の技術要件
次期軽水炉の設計においては、深層防護の実装における各防護レベルの防護策の
適切な厚みとバランス、シナリオ及び物理現象の不確かさ等にも配慮した設計とすることとしており、設計段階から内的／外的事象及び APC その他テロ対策を考慮することで、深層防護レベル全体に亘って対策を講じて各防護レベルの防護性能を向上させ、プラント全体としての信頼性向上を図ることとしている。以下に主な技
術要件を示す。
（a）各防護レベル及び防護レベル全体の防護性能の確保
防護レベル内においては、防護策に適切な多重性又は多様性を持たせ、かつ独立性を確保することなどにより防護が有効であること。防護レベル間においては、各防護レベルの防護策が広義の独立性を確保すること。
（b）バランスの良い深層防護の実装
プラント全体としての安全性を合理的・効果的に高めるために、各防護策に適切な防護性能を持たせ、かつ、特定の防護レベルに過度に依存しないようにすること。
（c）SA 対策の基本方針
管理・運用性及び信頼性の高い恒設設備を基本とした対応を主とすること。
設計想定を超える事象に対して柔軟な対応が可能なように可搬型設備等を有効活用すること。
（d）不確かさへの備え
事故シナリオや物理現象の不確かさへの備えの対応として、発生防止と発生した場合の影響低減のための対応を講じることとし、発生頻度は低いが不確かさの大きい現象に対する防護策についても考慮すること。
② 関連する規制や制度関連する規制や制度は以下のとおりであり、1F 事故の教訓反映として、再発防止に必要な機能要求として、共通要因による安全機能の一斉喪失の防止、万一シビ
アアクシデントが発生しても対処できる設備・手順の整備に加え、テロや航空機衝突に対する規制基準として策定された。
・実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（以下、「設置許可基準規則」という。）
・実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第 1903132 号）（以下、「設置許可基準規則の解釈」という。）③ 技術要件と規制や制度との比較
現行基準は、設計が確定し設備が存在する状態の既設炉に対して、システムレベ
ルで追加する具体的な対策の仕様を意識して策定されたと考えられる。
一方、次期軽水炉については、設計段階から柔軟に系統設計や配置設計を工夫す
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ることが出来る特質を活かして、プラント全体としての安全機能をより安全にかつ合理的に達成する方針としている。
したがって、現行基準と次期軽水炉の技術要件を比較すると、考察が必要な部分があると考えられ、以下にそれらの内容を示す。
（a） 次期軽水炉の技術要件として、トレン間及び防護レベル間の独立性を強化することとしている。そのため、DBA 設備のトレン間、DBA 設備と SA 設備間において区画分離の徹底を図ること等により独立性を強化し、同時に全ての防護機能が喪失することを回避することとしている。
この点については現行基準で要求されている独立性の確保に準拠していること、また、その対応として設備の分散配置や区画分離の徹底等で安全性の向上を図ることができることから、特に考察が必要となる部分はないと考えられる。
（b） 次期軽水炉の技術要件として、防護性能には適切な厚みを持たせ、かつ、バランスの良い深層防護を達成することとしている。そのため、特定の防護レベルに過度に依存しないよう、共通要因故障の主な原因である外的事象への耐性を高めること（多様性・独立性）、同一機能（格納容器破損防止機能）を有する設備を統合すること（4b 設備・特重施設）、としている。
これに対して、現行基準では、既設炉への APC その他テロ対策の追加を想定して、4b 設備とは独立した特重施設の設置をシステム・機器構成レベルで具体的に要求されているため、バランスの良い深層防護の実装を実現するに当たり、考察が必要と考えられる。
（c） 次期軽水炉の技術要件として、SA 対策（レベル 4a・4b）については、既設炉とは異なり、管理・運用性を考慮して恒設設備を基本とした対応を主とし、設計想定を超える事象に対しても柔軟に対応が可能な可搬型設備等を適切に組み合わせることとして安全性の向上を図るとしている。
これに対して、現行基準では、既設炉への SA 対策の追加を想定した可搬型設備を主体とした要求*1 があるため、適切な性能確保の点で考察が必要と考えられる。
*1：可搬型設備をプラント 1 基当たり 2 セット以上持つことに加え、発電所としてバックアップ設備を確保するよう要求されている。
（設置許可基準規則の解
釈 第 43 条第 5 項）（d） 次期軽水炉の技術要件として、事故シナリオ及び物理現象の不確かさに配慮して安全性を向上させる方針としている。物理現象の不確かさへの対応の具体例
として、溶融炉心冷却対策については、既設で採用されているウェットキャビ
ティ方式以外にも海外で実績のある IVR（炉内溶融物保持）方式やドライキャ
75

75

ビティ方式などの選択肢があり、プラント特性・構造に応じて冷却方式を選択するとしている。
これに対して、現行基準は既設炉で採用しているウェットキャビティ方式を想定した要求となっているため、実効性のある溶融炉心冷却対策の選択肢拡充の点で考察が必要と考えられる。
なお、事故シナリオの不確かさについては、（5）設計想定を超える事象への対応として記載している。
（2）内的事象への対応① 次期軽水炉の技術要件
内的事象への対応に関する技術要件は以下のとおり。
（a）共通要因故障の防止と防護レベルの信頼性向上
深層防護の考え方に従い、合理的に達成可能な範囲でレベル間の機能的な独立性を確保し、安全機能に重大な影響を及ぼす共通要因故障を防止すること。加えて、トレン数の増加や区画分離の徹底等によりレベル内の多重性又は多様性及び独立性を強化し各深層防護レベルの信頼性を向上させること。
② 関連する規制や制度
内的事象への対応について、関連する国内規制や制度は以下のとおり。これら条
文において、内的事象として想定するべき事象や、対処設備に対する要求が規定されている。
・設置許可基準規則
・設置許可基準規則の解釈
 第 12 条（安全施設）
 第 37 条（重大事故等の拡大の防止等）
 第 43 条（重大事故等対処設備）③ 技術要件と規制や制度との比較
次期軽水炉は②で挙げた現行基準に適合する設計方針としているため、特に考察が必要となる部分はないと考えられる。
（3）外的事象への対応① 次期軽水炉の技術要件
外的事象への対応に関する技術要件は以下のとおり。
（a）共通要因故障の防止
外的事象の種類及びそれらの設計基準は、最新知見等を考慮の上、設計裕度を設けた上で、適切に設定すること。また、建屋の頑健化、敷地計画の適正化等により外的事象に対する高い堅牢性を持たせ、分散配置や区画分離の徹底
7676

等の効果的かつ合理的な対策を講じ、頑健化と適切な安全余裕ならびに深層防護の考え方に従い共通要因故障を防止すること。なお、対策を講じる際には自然現象の属性を考慮すること。
② 関連する規制や制度
外的事象への対応について、関連する国内規制や制度は以下のとおり。設置許可基準規則には、設計基準対象設備（第二章）、特定重大事故等対処設備を含む重大事
故等対処施設（第三章）に対する要求事項が記載されており、想定される外部ハザード（自然事象及び人為事象）が抽出されている。
・設置許可基準規則
・設置許可基準規則の解釈
・建築基準法・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
・その他、外的事象に関する審査ガイドライン等③ 技術要件と規制や制度との比較
次期軽水炉においては、サイト条件等を踏まえて、最新知見を考慮の上、設計余裕を加味し設計基準ハザードを適切に設定し、設置許可基準規則の要求を満足させる方針である。
したがって、外的事象への対応については、設置許可基準規則で明確に規定されていることへ対応することから、特に考察が必要となる部分はないと考えられる。
（4）APC その他テロ対策① 次期軽水炉の技術要件
APC その他テロ対策に関する技術要件は以下のとおり。
（a）テロへの耐性の確保
建屋の頑健化や区画分離の徹底、機器・設備のレイアウトの適正化、多層かつ多様なサイバー攻撃対策等により、APC による衝撃力・振動等からの防護、機器の同時損傷防止、侵入防止等のテロへの耐性を確保すること。
（b）安全設計と核セキュリティの両立
設計段階における安全対策の設計プロセスにて核セキュリティ施策の設計
をフロントローディングし、安全設計と核セキュリティの両立を図ること。
② 関連する規制や制度
APC その他テロ対策の考え方について、関連する国内規制や制度は以下のとおり。
・設置許可基準規則
・設置許可基準規則の解釈
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77

・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③ 技術要件と規制や制度との比較
既設炉の設計方針より強化することから、現行基準においても満足できると考えられるものの、詳細は機微情報に当たるため、比較は困難である。したがって、本技術要件については考察の要否の対象としない。
但し、特重施設と SA 設備（レベル 4b）の取り扱いについては、考察が必要な点として（1）深層防護の実装の考え方で言及のとおりである。
なお、本技術要件については、規制の詳細が機微情報に当たることから、公開を原則とした本 WG では対象外としたが、テロ対策は重要な技術要件であることから、別の場で議論されることが望ましい。
（5）設計想定を超える事象への対応① 次期軽水炉の技術要件
設計想定を超える事象への対応に関する技術要件は以下のとおり。
（a）可搬型設備等の有効活用
外的事象や事故シナリオの不確かさ等、設計想定を超える事象があり得る
ことを考慮し、防護レベル 4a、4b の各種機能（恒設設備で構築）に対して、より前段で事象進展を緩和し、その効果として時間的な裕度を確保するために、大規模損壊への対処として配備される可搬型設備に加え常用設備等を効
果的かつ合理的に有効活用できるように、仕様及び接続方式等を共通化すること。
② 関連する規制や制度設計想定を超える事象への備えの対応について、関連する国内規制や制度は以下のとおり。条文の解釈においては大規模損壊に対応した設備の設置が要求されている。
・設置許可基準規則
・設置許可基準規則の解釈
 第 55 条（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）③ 技術要件と規制や制度との比較
大規模損壊への対応として現行基準に明確に規定されており、次期軽水炉においては、既設炉と同様にそれに準拠した可搬型設備を配備することとしているため、特に考察が必要となる部分はないと考えられる。
（6）安全性向上に資する最新技術の反映
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78

① 次期軽水炉の技術要件
安全性向上に資する最新技術の反映に関する技術要件は以下のとおり。
（a）最新技術の反映に関する基本方針
最新技術の取り入れについては、概ね開発が完了し、また規制適合性も考慮された実証段階である技術を優先的に導入すること。
② 関連する規制や制度
安全性向上に資する最新技術の反映について、関連する国内規制や制度は以下のとおりであり、プラントの設置（変更）許可申請に先立っての個別の新技術に対する審査の仕組みが定められている。
・トピカルレポート制度
 旧原子力安全･保安院（NISA）内規（平成 20・12・08 原院第 5 号「トピカルレポートに基づく技術評価について（内規）」） 原子力規制委員会「特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程」（制定 令和 5 年 9 月 27 日 原規規発第 2309278 号）
・型式証明制度 発電用原子炉施設に使用する特定機器の型式証明及び型式指定運用ガイド（令和 2 年 3 月 31 日 原規規発第 20033110 号 原子力規制委員会決定）③ 技術要件と規制や制度との比較
次期軽水炉における最新技術については、規制適合性も考慮された実証段階である技術を優先して導入する方針である。最新技術の導入については、プラントの設
置（変更）許可申請に先立っての審査の仕組みとして上記の制度がある。しかしな
がら、現行基準制定以降での適用事例は米国に比べて少ないことが実態である。新技術導入に関わるこれら制度を有効に活用する方策について考察が必要と考えられる。
（7）設計における性能目標① 次期軽水炉の技術要件設計における性能目標に関する技術要件は以下のとおり。
（a）炉心防護に関する設計目標
指標に CDF を用い、水準は世界最高水準を目標として 10-5/炉年未満を設計目標とすること。
（b）人と環境への影響の防護に関する設計目標
指標に CFF-2 を用い、溶融炉心対策の拡充等により、水準は CDF の目標値に対し約 1/10 を確保するものとして 10-6/炉年未満を設計目標とすること。
（c）設計と評価のスパイラルアプローチ
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79

上記設計目標に対して防護策の有効性を定量的に評価（測定）し、必要に応じて設計にフィードバックすることで、設計の最適化を図ること。
② 関連する規制や制度
日本国内においては性能目標として以下の検討がなされている。
・旧原子力安全委員会／安全目標専門部会（平成 18 年 3 月）
炉心の健全性や格納容器の閉じ込め機能の健全性に関連し、施設の性能をよく代表するもの、かつ、定義が明瞭で適切に定量化できる指標として、CDF 及
び CFF が示された。
・原子力規制委員会（平成 25 年 4 月）
上記性能目標に大規模な放射性物質の放出を抑制する指標として 137Cs の放出量に着目した指標「CFF-2」（管理放出機能喪失頻度）を追加することが提案された。
 炉心損傷頻度（CDF）：10-4/炉年程度

 格納容器隔離機能喪失頻度（CFF-1）：10-5/炉年程度

 管理放出機能喪失頻度（CFF-2）：10-6/炉年程度③ 技術要件と規制や制度との比較
上記のとおり国が定める性能目標については原子力規制委員会で議論されている。また、性能目標は定量的な安全目標から、施設の特徴を踏まえて定められるものであり、軽水炉として変わるものではない。
次期軽水炉の設計目標としては、それらを考慮の上、海外の状況も把握しながら設定しているため、特に考察が必要とされる部分はないと考えられる。
（8）経済性向上（建設工期短縮、設備利用率、長期運転）① 次期軽水炉の技術要件
経済性向上に関する技術要件は以下のとおり。
（a）効果的かつ合理的な建設工期の短縮
最新工法（大型モジュール化等）を採用できるように工事計画を設計段階から実施し、適用範囲や取合い条件等を配置や建屋構造等の設計へ反映すること。
（b）設備利用率の向上（サイクル長の延長と定検期間の短縮）
燃料の最高燃焼度に応じて合理的なサイクル長を設定し設備設計すること。
また、作業・点検の自動化や高速化等の技術導入や OLM の適用も考慮して定検短縮を図るものし、システム・配置設計や設備設計に反映すること。
（c）長期運転のための設計配慮
経年劣化事象等の監視及び対応について、最新知見も含め設計に反映する80

80

こと。また、運転開始後の設備取替も想定した配置設計、検査性向上など状態監視が容易となる設備設計等を実施すること。
② 関連する規制や制度
経済性向上（建設工期短縮、設備利用率、長期運転）について関連する国内規制や制度は以下のとおりであり、原子炉の設置、運転等に関する規則が制定されている。
・核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和三十二年法律第百六十六号）
・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（昭和三十二年政令第三百二十四号）（上記中、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規定）
・長期施設管理計画の認可制度（2023 年）

他③ 技術要件と規制や制度との比較
次期軽水炉では、サイクル長の延長や長期運転等について技術要件として整理しており関連する規制や制度に準拠するところがあるが、これについては既設も含めた原子力全体の論点として認識している。現状の原子力政策の議論をフォローする
必要はあるが、特に考察が必要となる部分はないと考えられる。
以上、考察が必要と判断した項目を以下にまとめる。
（1）恒設主体の SA 設備について（6.1.1（1）③（c）項）（2）特重施設とレベル 4b 設備の取り扱い（6.1.1（1）③（b）項）（3）溶融炉心冷却対策の選択肢（6.1.1（1）③（d）項）（4）安全性向上に資する最新技術の反映（6.1.1（6）③項）

6.1.2 重要コンセプトに関連する規制や制度についての考察
前項で抽出した考察が必要と判断した項目としては、「恒設主体の SA 設備」、
「特重施設とレベル 4b 設備の取り扱い」、「溶融炉心冷却対策の選択肢」、「安全性向上に資する最新技術の反映」である。これらについて、項目ごとに検討を実施し、具体的な提言を行う。それにより規制の予見性が高まると考えられる。
（1）恒設主体の SA 設備について① 次期軽水炉における方針
次期軽水炉ではレベル 4a、4b 対応として恒設 SA 設備で対応するとしている。
また、設計想定を超える事象に対しても柔軟に対応できるよう、大規模損壊用として可搬型設備を配備するが、レベル 4a、4b 事象にも柔軟に活用できるように設81

81

備面、運用面において配慮した仕様とする。
② 関連する規制や制度
設置許可基準規則では重大事故等対策として柔軟性を重視して可搬型設備による対策を基本としている（実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について
P164）。
設置許可基準規則の条文（43 条）では性能規定的な記載となっているが、解釈では可搬型設備に対する仕様規定的な記載となっている。なお、解釈においても「同等以上の効果を有する措置」が認められており、同等以上の効果を有する場合には恒設 SA 設備を排除はしていない（45 条、46 条、47 条、54 条、57 条）。
③ 影響評価次期軽水炉では設計段階から柔軟な対応（系統・配置設計等）ができることから
恒設設備を主とした SA 対策を基本として管理・運用性を高めて安全性を向上させるコンセプトである。一方、設置許可基準規則の解釈では既設炉への SA 対策の追加配備として可搬型設備を主とした記載となっており、SA 対策に対する基本的な考え方に相違があるため、次期軽水炉として、より安全でより合理的な設計とならない可能性がある。
④ まとめ
可搬型 SA 設備より管理・運用面において有利な恒設 SA 設備の導入において、設置許可基準規則の解釈に恒設主体の構成も適合できることが明確に解釈できる
ような、要求事項を整理することが望ましい。
（2）特重施設とレベル 4b 設備の取り扱い① 次期軽水炉における方針
APC その他テロ対策については、建屋頑健化、区画分離の徹底により、DBA/SA
設備の防護性能と信頼性を向上させ、合理的に APC その他テロに対する耐性を確保している。その上で同一機能を持つ SA 設備（格納容器破損防止）と特重施設を統合した設備構成としている。さらに、DBA 設備のトレン間、DBA 設備と SA 設
備間の独立性の強化により、同時に全ての炉心損傷防止機能を喪失することを回避することとしている。
以上のとおり、防護性能に適切な厚みを持たせ、かつ、バランスの良い深層防護の実装により、特重施設としての機能要求を満たしつつ、炉心損傷防止機能についても既設炉よりも向上しており、プラント全体としての安全性を合理的に高めてい
る。

82

82

② 関連する規制や制度
特重施設に関する設置許可基準規則（第 42 条）の本文では、特定重大事故等対処施設の設置及び APC その他テロに対して格納容器破損防止機能の維持が要求されている。また、解釈では、可能な限り DBA／SA 設備との多重性又は多様性及び独立性を有し位置的分散を図った特重施設の設置が要求されている。
③ 影響評価設置許可基準規則では、SA 対策（格納容器破損防止）に加え APC 耐性を有する
特重施設を設置する要求があり、他の防護レベルに比べて防護レベル 4b に対策が集中することとなる。設計段階から対応が可能な新設炉においては、バランスの良い深層防護の実装を設計方針としており、APC 耐性を有しつつより合理的なレベ
ル 4b 設備とすることも可能である。
なお、海外規制*2 においては、頑健性等を考慮した APC その他テロ対策の要求はあるが、SA 設備と独立した APC その他テロ対策専用施設の設置要求は見当たらない。
*2：IAEA、英国規制要求、フィンランド規制要求、米国規制要求、仏国規制要求④ まとめ
次期軽水炉においては、APC その他テロを含め、特定の防護レベルに過度に依存
しない、バランスの良い設計について、要求事項を整理することが望まれる。
（3）溶融炉心冷却対策の選択肢① 次期軽水炉における方針
次期軽水炉の溶融炉心冷却対策については、発生確率は低いが不確かさが大きい現象（格納容器破損に至る MCCI（溶融炉心・コンクリート相互作用）及び水蒸気爆発）に対しても、影響の大きな現象の発生防止と、発生した場合の影響低減の観点から、炉心溶融時の格納容器破損を防止することとし、技術的に適用可能な選択肢として、IVR 方式、ウェットキャビティ方式及びドライキャビティ方式の 3 方式を挙げ、プラント特性・構造に応じて、対策システムを選択することとする。
② 関連する規制や制度
設置許可基準規則では第 51 条本文にて格納容器下部に落下した炉心を冷却するための設備の設置、及び同解釈にて格納容器下部への注水設備について要求されている。これらの要求は既設炉で採用されているウェットキャビティ方式による溶融
炉心冷却を前提としていると考えられる。
③ 影響評価83

83

IVR 方式については、原子炉容器内に溶融炉心を保持することで MCCI や水蒸
気爆発を回避する設計であるが、事故想定や冷却方式の性能要求等のレベルでの整理が必要と考えられる。
一方、ドライキャビティ方式では格納容器下部に落下した炉心を拡散し、冷却するための設備、及び格納容器下部への注水設備を有しており、上記の規制要求は満足していると考えられる。
④ まとめ
IVR 方式については、既設の軽水炉を対象とした設置許可基準規則では想定されておらず、本方式に対する性能要求から整理することが望まれる。
ドライキャビティ方式については、規制要求にある冷却設備を有しているため、現行基準には抵触しないと考えられるが、既設炉の冷却方式とは異なるため、本方式に対する要求事項を整理することが望まれる。
（4）安全性向上に資する最新技術の反映① 次期軽水炉における方針
次期軽水炉においては、概ね開発が完了し、また規制適合性も考慮された実証段
階にある技術を優先的に導入する方針であり、より安全なプラントとするため、最新知見に基づいた安全対策を実施することとしている。
また、設計や安全解析に新コードを適用することで、解析精度の向上や不確かさの低減を図り、設計及び安全評価の信頼性を向上させるとしている。
② 関連する規制や制度
審査実績のない新技術の導入については、これまでは設置（変更）許可申請後のプラント審査の中で技術の基準への適合性やコード適用性について説明を行ってきた。
プラントの設置（変更）許可申請とは別の枠組みで、新技術について規制機関が技術評価を行う仕組みとして、トピカルレポート制度及び型式証明制度がある。
③ 影響評価トピカルレポート制度は旧原子力安全・保安院が定めた内規であり、現在でも原子力規制委員会が引き継いでおり（「特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程」（制定 令和 5 年 9 月 27 日））、制度としては問題ないと考えられるが、本制度の活用実績が少なく、特に原子力規制委員会としての審査実績はなかった。
一方、型式証明制度については原子力規制委員会発足後に申請・審査の実績がある。
米国においてもトピカルレポート制度や標準設計認証制度があり、最新技術や知見について規制機関と事前に協議が可能であり、多く活用されている。
84

84

④ まとめ
新技術の導入にあたっては、技術課題を解決するための申請に先立つ申請者と規制機関との議論の場を通じ、新技術導入の予見性を高めることが重要である。
それにはトピカルレポート制度等の活用は有効であり、また、以降のプラント審査の円滑化が期待できるため、積極的な制度の活用が望まれる。
また、新技術を多く取り入れることが想定される次期軽水炉の設計及び工事の審査等に関しては、対象設備・範囲など規制や制度のプロセスについて全体を通して再確認することが望まれる。
これらにより新設炉である次期軽水炉の審査や設計・建設の円滑なプロジェクト推進が期待できる。
6.1.3 重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方のまとめ
次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度について技術的観点より考察をおこなった。
重要コンセプトの大部分については、規制や制度に対して問題ないが、「深層防護の実装の考え方」、「安全性向上に資する最新技術の反映」については考察が必要であるという結果となった。ここで「深層防護の実装の考え方」については、「恒設主体の SA
設備」、「特重施設とレベル 4b 設備の取扱い」、「溶融炉心冷却対策の選択肢」が抽出された。これらについて考察を行い、以下の結論に至った。
「深層防護の実装の考え方」については、現行規制で定められる規制要求に対して、同等以上の機能・性能を有する施設・設備については許容されるように要求事項が整理されることが必要である。これにより設計段階から柔軟な対応が可能な次期軽水炉のより安全でより合理的なポテンシャルを最大限発揮できる。
「安全性向上に資する最新技術の反映」については、現行の制度を積極的に活用することにより、新技術導入が促進されると考えられる。また、設計及び工事の審査等に関する規制や制度のプロセスについて全体を通して再確認することが望まれる。
これらにより新設炉である次期軽水炉の審査や設計・建設の円滑なプロジェクト推
進が期待できる。

85

85

6.2 次期軽水炉における立地の適性評価の考え方
既設炉においては、「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について」（昭和 39 年 5 月 27 日原子力委員会決定 一部改訂 平成元年 3 月 27 日原子力安全委員会

以下、「旧立地審査指針」という。）を「陸上に定置する原子炉の設置に先立って行う

安全審査の際、万一の事故に関連して、その立地条件の適否を判断するためのもの」として安全審査に用いられてきた。
その後、新規制基準（現行基準）が策定され、原子力規制委員会（NRA）が公開している「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について」（NREP-0002 令和 4 年 12月 14 日改訂以下、「新規制基準の考え方」という。）において、旧立地審査指針より厳しい条件を設定し事象を具体的に想定した上で重大事故等対策自体の有効性を評価し、また、原子力災害防止対策が旧立地審査指針策定時より強化されていることや 1F 事故で問題となった社会的影響（土壌汚染、長期避難）の視点も含め長半減期核種である 137Cs の放出量を新たに規制していること等により、現行基準においては旧立地審査指針を採用していないことが述べられている。
そこで、本節では立地の適性評価に関する国内外の規制基準及び立地評価について調査し、次期軽水炉としての立地の適性評価について検討する。
立地の適性評価はハザードに係る評価と放射線の影響に係る評価に大別され、ハザードに係る評価への対応については 4.3 節にて外的事象への対応として現行基準に基づき、
かつ、最新知見等を考慮する旨整理されていることから、本節では主に放射線に係る評価への対応について整理する。
6.2.1 国内規制基準における立地の適性評価（1）旧立地審査指針と現行基準の考え方
旧立地審査指針で記載されている原則的立地条件、基本的目標、立地審査等の規制要求に対して、NRA の「新規制基準の考え方」等に基づく、現行基準下での取り扱いを整理する。
① 旧立地審査指針により判断する事項（「新規制基準の考え方」より。詳細は添付資料
6-1 に示す）
旧立地審査指針は、まず、事故時に公衆の安全を確保するために必要な以下ⅰ~ⅲに示す「原則的立地条件」を定め、これを踏まえて達成すべき「基本的目標」を設定し、以下 a～c により立地の適性をそれぞれ判断していた。
（原則的立地条件）
ⅰ 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。また、災害を拡大するような事
象も少ないこと。
ⅱ 原子炉は、その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れているこ
86

86

と。
ⅲ 原子炉の敷地は、その周辺も含めて、必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること。
（基本的目標）ａ 敷地周辺の公衆に放射線による確定的影響を与えないため、（旧）重大事故を仮定したうえで、めやすとして、甲状腺（小児）に対し 1.5Sv、全身に対して0.25Sv を超える範囲は非居住区域であること（旧立地審査指針別紙 2 の 1）。
ｂ 防災活動を講じうる環境にある地帯とするため、（旧）仮想事故を仮想したう
えで、めやすとして、甲状腺（成人）に対し 3Sv、全身に対して 0.25Sv を超える範囲は低人口地帯であること（旧立地審査指針別紙 2 の 2）。
ｃ 社会的影響を低減するため、（旧）仮想事故を仮想したうえで、めやすとして、
全身線量の人口積算値が例えば 2 万人 Sv を下回るように、原子炉敷地が人口密集地帯から離れていること。
② 現行基準の考え方
旧立地審査指針で記載されている原則的立地条件、基本的目標、立地審査等の規制要求に対し、「新規制基準の考え方」においては以下のとおり整理されている（詳細は添付資料 6-1 に示す）。
•

ハザードに対する要求は地盤の安定性や地震等による損傷防止など、自然的条
件ないし社会的条件に係る個別的な規定との関係で考慮される*1。

•

確定的影響防止の観点で要求されている非居住区域の範囲については、旧立地審査指針より厳しい条件で、「重大事故に至るおそれのある事故」に対する対策の有効性を評価結果に基づき確定的影響を防止する。

•

非居住区域の外側が低人口地帯であることの要求は、既設炉の設置許可での評
価では低人口地帯であるべき地帯は敷地外に存在せず、本評価は具体的な防災の実行と結びついてはいなかった。

•

原子力防災体制は、50 年以上前の旧立地審査指針の決定当時と比較し、大幅に強化された（例えば、PAZ*2 及び UPZ*3 の導入、要配慮者の防護措置規定など）。

•

社会的影響のうち遺伝的影響の観点で要求されている人口密集地帯からの距離を確認するための集団線量については、既設炉での評価の傾向から大都市での人口に対する極めて低線量の積算で決まっており、国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告においても大集団に対する微量被ばくを計算することは合理的ではなく、避けるべきである。

•

社会的影響のうち長期間に渡って帰還できない地域を生じさせない観点で、半減期の長い放射性物質である 137Cs の総放出量を規制している。
*1：設置許可基準におけるハザードの要求については添付資料 2 に示す。
*2：予防的防護措置を準備する区域（Precautionary Action Zone）であり、急速に進展する事故においても放射線被ばくによる重篤な確定的影響を回避し又
87

87

は最小化するため、EAL（Emergency Action Level）に応じて、即時避難を実施する等、通常の運転及び停止中の放射性物質の放出量とは異なる水準で放射性物質が放出される前の段階から予防的に防護措置を準備する区域【原子力災害対策指針より】。
*3：緊急防護措置を準備する区域（Urgent Protective Action Planning Zone）であ り 、 確 率 的 影 響 の リ ス ク を 低 減 す る た め 、 EAL 、 OIL （ Operational
Intervention Level）に基づき、緊急防護措置を準備する区域【原子力災害対策指針より】。

また、再稼働した既設炉に対する安全性向上評価では、「実用発電用原子炉の安
全性向上評価に関する運用ガイド」に基づき、重大事故時（格納容器健全及び管理
放出時）の線量評価（敷地境界における期待値（平均値））も実施している。
（2）立地指針等検討小委員会
現行基準制定前の立地指針等検討小委員会（立地小委）にて、策定から長期間経過した旧立地審査指針に対して最新知見の反映の観点から検討し、長期的な方向性と当面の改定内容案が中間報告書（「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について」及び関連する安全審査指針類の改訂【調査審議状況の中間とりまとめ】平成 22 年 3 月 30 日）としてとりまとめられている。これらの検討結果は立地の適性評価を検討する際の参考になるため、立地小委の中間報告書の検討内容を整理する。
主な整理結果は以下のとおり•

万一の事故に備え、原子炉は、施設の設計との関連において十分に公衆から離れていること。

•

原子炉施設の敷地及びその周辺環境には、緊急時対応計画の効果的な実施に重大な障害をもたらす要因があってはならない。

•

長期的にはソースタームは最新の NUREG-1465 ベース。

•

集団線量は廃止。

•

判断基準のめやすは 100mSv*4（または 250mSv）。

•

低人口地帯は廃止し、評価は敷地等境界で実施。

なお、立地小委での検討は 1F 事故の発生により、上記の中間報告書が最終成果となっている。
*4：ICRP pub.103 では、このレベルを超える線量では「確定的影響の増加の可能性及びがんの有意な放射線リスクの存在」があるとしている。一方、同勧告では「大規模な原子力施設の場合、事故の防止と緩和のための設計基準としての線量基準は選択された潜在的被ばくシナリオについて規制当局により規定されることができる。ここで適用される線量基準は、事故の確率を考慮することにより放射線被ばくのリス
ク拘束値から導出されるべきである」と明確にリスク概念を用いることを推奨して
いる。

88

88

6.2.2 海外での立地評価の調査、分析
次期軽水炉における立地の適性評価の検討に資するため、以下の海外情報を調査・分析する。なお、「新規制基準の考え方」において、新規制基準は IAEA 安全基準と概ね良好に整合するものとされている。
•

IAEA SSR-1「Site Evaluation for Nuclear Installations」•

米国の規制基準（10CFR100 及び関連指針）•

米国での線量評価例（US-APWR Design Certification（DC）申請／Comanche
Peak 3/4 Combined Operation License（COL）申請）（1）IAEA SSR-1 の要件
IAEA SSR-1 の要件は、一般的事項、立地時点における放射線に係る適性評価に係る要件、ハザード評価に係る要件、運転開始後のモニタリング及びレビューに係る要件に大別される。上記のうち、立地時点における放射線に係る適性評価に係る要件は以下のとおりである（詳細は添付資料 6-2 に示す）。
•

要件 5：立地地点及び地域は、原子炉等施設の安全に影響を及ぼす可能性のある特性並びに原子炉等施設が人及び環境に及ぼす潜在的な放射線影響に関して調査されなければならない。

•

要件 9 ：立地評価は、同一立地地点及び隣接立地地点の複数の原子炉等施設に影響を及ぼす自然及び人為的外部ハザードの可能性を考慮しなければならない。

•

要件 11：最終ヒートシンクを必要とする原子炉等施設に対する立地地点固有の
自然及び人為的な外部ハザードの評価は、最終ヒートシンクの利用可能性及び信頼性に影響を及ぼす可能性のあるハザードを考慮しなければならない。

•

要件 12：運転状態及び事故状態（緊急時対応措置を必要とする可能性のある事故を含む。）に対する原子炉等施設の地域への潜在的な放射線影響を決定する際には、原子炉等施設の設計及びその安全上の特徴を考慮に入れて、放射性物質の潜在的な放出について適切な推定が行われなければならない。

•

要件 13：敷地及び敷地境界外の特性並びに操業前の完全な緊急時取り決めの確立を妨げる可能性のある外部事象を考慮して、敷地及び敷地等境界外における効果的な緊急時対応措置を計画する実行可能性を評価しなければならない。

•

要件 25：運転状態及び事故状態において原子炉等施設から放出された放射性物
質の大気中及び水中における拡散を評価しなければならない。

•

要件 27：地域に対する原子炉等施設の潜在的影響を評価するために、土地及び水の利用が特徴付けられなければならない。

（2）米国規制における要求
米国規制の調査・分析の結果、次期軽水炉の立地の適性評価を実施する上で考慮すべき事項は以下のとおり。
89

89

•

立地要因と基準は、通常運転時や想定事故による放射線量が許容できる程度に低くなること、緊急時計画の策定に重大な障害をもたらす可能性のある候補地
特有の物理的特性が特定されること等を担保する上で重要[10CFR100]。

•

DBA を評価し、立地の適性を判断[RG1.183]。

•

判断基準は、非居住区域 250mSv（最大 2 時間）、低人口地帯 250mSv（30 日）[10CFR100、10CFR50.34]。Comanche Peak 3/4 サイトの場合、非居住区域外
側境界*5 までの距離 600m、低人口地帯外側境界*6 までの距離約 3km[Comanche
Peak 3/4]。

•

屋内退避は考慮していない[RG1.183]。

•

LOCA（原子炉冷却材喪失）において、格納容器に放出される放射性物質量は炉心損傷時相当であるが、格納容器スプレイやアニュラス空気浄化設備等の DBA
設備の作動に期待（国内の旧仮想事故と同様）[RG1.183]。

•

建設運転一括許認可（COL）申請において防災計画を提出させている[10CFR52、
10CFR50]。

•

人口密集地帯からの離隔の観点から、Population center distance*7 の評価を要求[10CFR100]。
*5：「原子炉の周囲の区域であって、当該区域からの人員及び財産の排除又は除去を含むすべての活動を決定する権限を原子炉許可者が有する区域」として定義される【10CFR100】。
*6：「非居住区域を取り囲む区域であり、重大な事故が発生した場合、住民保護のため適切な手段を講じ得るような人口と人口密度であること」と定義される【10CFR100】。
*7：「原子炉から約 25,000 人以上の居住者がいる人口密集地の最も近い境界までの距離」として定義され、人口密集地境界までの距離が低人口地帯外側境界の距離の 1+1/3 倍以上であることを要求している【10CFR100】。低人口地帯に居住する公衆が受ける集団線量と、人口密集地帯の住民が受ける集団線量の規制値は同等でなければならないと考察されている。また、当時の米国規制当局が、10CFR100 策定の際に認可済（または申請中）の原子炉の立地状況と大きく矛盾せず、かつ論理的に説明できるシンプルな数値基準を求めていたとされている【立地小委】。

6.2.3 次期軽水炉における立地の適性評価に関する検討
6.2.1 項及び 6.2.2 項での調査・分析結果を踏まえ、次期軽水炉としての立地の適性評価の考え方及び実施事項を検討する。
（1）次期軽水炉としての立地の適性評価の考え方
旧立地審査指針における「原則的立地条件」及び「基本的目標」より、立地の適性評価を構成する要素として、ハザード特性、公衆からの離隔、適切な措置を講じうる
環境、社会的影響の 4 つが挙げられており、これらの考え方は米国の規制において
9090

も考慮されている。また、立地小委においてもこれらの要素を維持した立地指針の改定案が示されており、これらを考慮すると、次期軽水炉における適性評価を構成する要素として、上記 4 要素は引き続き踏襲されるべきものであると考える。
このうち、ハザード特性に対する対応については 4.3 節にて整理しているため、こ
こでは公衆からの離隔の確保、適切な措置を講じうる環境の整備、社会的影響のリ
スクの低減の観点で、放射線に係る立地の適性評価の実施事項及び評価における技
術的考慮事項等を以降に示す。
（2）次期軽水炉としての立地の適性評価の実施事項
次期軽水炉の放射線に係る立地の適性評価を表 6.2-1 に整理した。放射線に係る立地の適性評価案は以下のとおりである。
① 公衆からの離隔の確保
旧立地審査指針では、原子炉施設で発生し得る大きな事故が敷地周辺の公衆に放射線による確定的影響を与えることを防止するため、「原子炉の周辺は、原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること」を要求している。また、「新規制基準の考え方」によれば、「炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性を評価すること
により、対策が有効であれば、炉心の著しい損傷はなく、格納容器は健全であり、外部への放射性物質の放出はほぼないため、敷地周辺の公衆に放射線による確定的影響を与えないと考えられる。ただし、除熱のために格納容器圧力逃がし装置を使用し、放射性物質が放出される事態が想定される場合においては、敷地境界における周辺の公衆に対して、著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを確認する」とされている。
次期軽水炉でもこの考え方は変わることはなく、既設炉と同様の考え方で評価できると考えられる。
② 適切な措置を講じうる環境の整備
旧立地審査指針では、著しい放射線災害を与えないための原則的立地条件として「必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること」を要求している。
「新規制基準の考え方」によれば、著しい放射線災害を与えないために非居住区域の外側が低人口地帯であることの要求に対しては、既設炉の設置許可での評価から
低人口地帯であるべき地帯は敷地外に存在しないこと、原子力防災対策の充実・強化が行われていることから、防災を念頭に置いた低人口地帯は、現在においては意義を失っているとされ、線量評価は要求されていない。
発電所周辺の自治体においては、地震等のハザードを踏まえた防災計画を定め、訓練を実施することから、適切な措置を講じうる環境であると考えられる。次期軽水炉でもこの考え方は変わらないことから、既設炉と同様の考え方で確認できると91

91

考えられる。
なお、防災計画に関しては重大事故時の線量評価結果を参照することも考えられる。例えば、既設炉で行われている安全性向上評価のうち、重大事故時の敷地境界における線量評価を設計段階で実施することにより、線量の目標を設定した上で設計を進めることも有用である。
③ 社会的影響のリスクの低減
社会的影響として土壌が長半減期核種により汚染され長期避難に至るリスクを低減することは発電所と社会の接点の観点から重要であり、「新規制基準の考え方」によれば、重大事故時に想定される放出量が多く、長半減期核種である 137Cs の放出量を評価することを求めており、次期軽水炉でもこの考え方は変わらないことから、既設炉と同様の考え方で評価できると考えられる。
なお、旧立地審査指針で要求されていた集団線量評価については、「新規制基準の考え方」及び立地小委にて以下のとおり指摘されていることから、我が国においては合理的ではない面があり、改めて評価は不要と考えられる。
 既設炉での評価では、大都市での人口に対する極めて低線量の積算で決まっていた。
また、米国において実施されている Population center distance 評価については、立地小委でも以下のとおり指摘されていることから、我が国の次期軽水炉の評価としてはなじまないものと考えられる。
 当時の米国規制当局が、10CFR100 策定の際に認可済（または申請中）の原子
炉の立地状況と大きく矛盾せず、かつ論理的に説明できるシンプルな数値基準を求めていた。
 一方、この基準の根拠は科学的に精緻なものではなく、積極的に根拠説明をしている公開資料が見られない。
（3）評価における技術的考慮事項等（2）に示した評価に際して技術的な考慮事項等の諸条件や関連する IAEA 要件への対応を以下のとおり検討・整理した。
•

現行基準との整合性を考慮し、旧立地審査指針での「旧重大事故」および「旧仮想事故」は用いない（現行基準で想定している「重大事故」等で評価する）。

•

ハザードに対する要求に対しては、現行基準での、地盤の安定性や地震等による損傷防止など、自然的条件ないし社会的条件に係る規定で確認する。

•

旧立地審査指針での「旧重大事故」による非居住区域の評価に代え、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性評価を実施し対策の有効性を確認することで、公衆からの離隔の確保に係る妥当性を確認する。

•「必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること」の観点で要9292

求された「低人口地帯」の設定は行わない（防災計画にて「必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること」の実効性を確認）。
•

社会的影響リスク低減については、「集団線量」を廃止し、重大事故時における137Cs の放出量にて評価する。

•

IAEA SSR-1 の要件 9 にある複数の原子炉等施設の考慮については、多重性・多様性・独立性の強化（4.2 節参照）や外部ハザード耐性の向上（4.3 節参照）
により、共通要因による重大事故が起き難い設計であること、および、各号機間の共用についてこれを原則排除することにより、事故の影響が他号機に伝搬する可能性を低減させる設計であることを確認することで対応が可能であると考えられる。また、既設炉と同様に、複数基での発災を想定し、サイト内について
は制御室等の居住性評価や技術的能力の検討にて事故収束が可能であることを確認する。サイト外の防災対応については発災基数に依らず適切に実施可能であることを防災計画及び訓練にて確認することができる。

•

IAEA SSR-1 の要件 11 にある最終ヒートシンクの考慮については、評価における事故シーケンス選定の際に、最終ヒートシンクに対するハザード等の影響を適切に考慮することで対応が可能であると考えられる。

•

IAEA SSR-1 の要件 12、要件 25 にある運転状態の評価、事故（DBA）の評価
については、旧立地審査指針において立地評価には分類されていないが、既設炉と同様に、「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」（以下「線量目標値評価指針」という）及び「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき平常時及び DBA の線量評価を実施することで対応が可能であると考えられる。

•

IAEA SSR-1 の要件 25 については、線量評価実施の際に「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」及び「線量目標値評価指針」に基づき、大気拡散及び水中の拡散を考慮することで対応が可能であると考えられる。

•

IAEA SSR-1 の要件 27 については、平常時被ばく評価において、「線量目標値
評価指針」に基づき、土地及び水の利用を考慮することで対応が可能であると考えられる。

•

立地時点の評価ではないが、IAEA SSR-1 の要件 14 などにある原子炉施設の存続期間中における継続的なデータ収集・モニタリング・レビューについては、外部ハザード等のプラントの安全に影響を与える環境に関して、既設炉においても現行基準や安全性向上評価届出制度などに基づき、地震、津波、火山、竜巻等の最新の科学的・技術的知見の調査や決定論的評価などが継続的に評価されていることから、次期軽水炉においても対応が可能であると考えられる。また、要件 26 にある人口分布などの社会環境の経時的な変化については、防災計画の定期的な確認・更新により対応が可能であると考えられる。

93

93

94
94

表 6.2-1 国内のこれまでの検討、海外事例を踏まえた次期軽水炉における放射線に係る立地の適性評価の整理表
IAEA
目的
現行基準
旧立地審査指針
立地小委案
米国
次期軽水炉（案）公 衆 か ら の 「 重 大 事 故 に 至 る お 旧重大事故で敷 旧仮想事故で敷 要件 5、要件 9、 DBA 線量評価の 「重大事故に至るおそれ
離隔の確保
それのある事故」に対 地境界（非居住区 地境界（非居住区 要件 11、要件 12、 実施（非居住区 のある事故」に対する対策の有効性を確認（線量す る 対 策 の 有 効 性 を 域）における線量 域）における線量 要件 13、要件 25 域）
評価を要する場合*8 の評
評価を実施
確認（線量評価を要す 評価を実施*8る場合 の評価点：敷価点：敷地境界）
地境界）
DBA 線量評価の 防災で対応
適 切 な 措 置 線 量 評 価 の 要 求 な し 著しい放射線災
実施（低人口地 （設計確認として「重大害防止の観点でを 講 じ う る 防災で対応
事故時」の線量評価を実帯）
環境の整備（ 旧 仮 想 事 故 に よ る 旧仮想事故で敷施することは有用）
評 価 は 具 体 的 な 防 災 地境界（低人口地の 実 行 と 結 び つ い て 帯）における線量いない。原子力防災体 評価を実施
制は、50 年以上前の旧立地審査指針の決定
当時と比較し、大幅に強化）「重大事故時」の 137Cs 放土壌「重大事故時」の（社会的リスク社
137
出量で評価
Cs 放出量で評価を制限する考え会 汚染
的方を科学的合理影 長期性をもって原子響
炉施設の立地のの 避難リ
妥当性の判断にス反映させること
クは重要）の低 集団 集団線量評価は廃止
集団線量を評価
集団線量評価は （要件 13 で実質 Population
集団線量評価は廃止
減 線量
center distance
廃止
的に要求）の評価を実施*8：格納容器圧力逃がし装置を使用する場合

6.2.4 既存発電所に次期軽水炉を設置する場合の立地の適性評価に対する考察
6.2.3 項までは国内及び海外の立地評価に係る調査・分析並びに次期軽水炉としての立地の適性評価の考え方及び実施事項を検討したが、本項においては、防災計画が活用でき、現行基準に適合した既存発電所に次期軽水炉を設置する場合の立地の適性評
価に対する考察を行う。
既設炉が立地する敷地内へのリプレースを想定する場合、地震や津波等のハザードに関するサイト条件が現行基準下で許可済であり、防災計画等、周辺地域の原子力災害対策が整備されていることを考慮すると、現行基準及び「新規制基準の考え方」の内容を適用して、ハザードに関する敷地の適性や次期軽水炉の特徴を生かしたハザードへの耐性、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性評価を用いた公衆からの離隔の確保、防災計画及び訓練による適切な措置を講じうる環境の整備、重大事故時における 137Cs 放出量評価を用いた社会的影響のリスクの低減の 4 つの観点で立地適性を評価することは可能と考えられる。
なお、リプレース炉と既設炉で炉心の熱出力が相違する場合も考えられるが、炉心の核分裂生成物は炉心の熱出力に応じて増加するものの、事故時の放射性物質の放出
量は炉心の核分裂生成物量の他、旧立地審査指針においても「原子炉は、その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること。」と安全防護施設の作動が考慮されているように、DBA 設備、SA 設備の設計にも依存する。そのため、これら設備
設計を適切に実施することで、リプレース炉の事故時の放射性物質の放出量を既設炉と同等レベル、またはそれ以下とすることが期待できることから、出力の相違は原子力災害対策に大きな影響を与えることはないと考えられる。
既設炉が立地する敷地内への増設については、地震や津波等のハザードに関するサ
イト条件が現行基準下で許可済であり、かつ、防災計画等、周辺地域の原子力災害対策が整備されていることを踏まえ、リプレース炉と同様に、立地適性の評価は可能と考えられる。
なお、既設炉が存在しない敷地への新規の立地を想定する場合には、6.2.3 項で整理した立地の適性評価の実施事項であるハザードに対する評価、公衆からの離隔の確保、適切な措置を講じうる環境の整備、社会的影響のリスク低減の観点から検討することになると考えられる。
6.2.5 次期軽水炉における立地の適性評価の考え方のまとめ
立地の適性評価に関する国内外の規制基準及び立地評価について調査し、以下のとおり次期軽水炉の立地の適性評価について検討した。
•

旧立地審査指針における「原則的立地条件」及び「基本的目標」より、立地の適性評価を構成する要素として、ハザード特性、公衆からの離隔、適切な措置を講じう
る環境、社会的影響の 4 つが挙げられており、これらの考え方は米国規制においても考慮されている。また、立地小委においてもこれらの要素を維持した立地指95

95

針の改定案が示されており、これらを考慮すると、次期軽水炉における適性評価を構成する要素として、上記 4 要素は引き続き考慮されるべきものであると考える。
•

既設炉が立地する敷地内へのリプレース又は増設を想定する場合、地震や津波等のハザードに関するサイト条件が現行基準下で許可済であり、防災計画等、周辺地域の原子力災害対策が整備されていることを考慮すると、現行基準及び「新規制基準の考え方」の内容を適用して、ハザードに関する敷地の適性や次期軽水炉の特徴を生かしたハザードへの耐性、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性評価を用いた公衆からの離隔の確保、防災計画及び訓練による適切な措置を講じうる環境の整備、重大事故時における 137Cs 放出量評価を用いた社会的影響のリ
スクの低減の 4 つの観点で立地適性を評価することは可能であると考えられる。
既設炉が存在しない敷地への新規の立地を想定する場合には、立地の適性評価を実施するにあたり、ハザードに対する評価、公衆からの離隔の確保、適切な措置を講じうる環境の整備、社会的影響のリスク低減の観点から検討することになると考えられる。

96

96

6.3 次期軽水炉に対応する規制や制度の考え方のまとめ
次期軽水炉の重要コンセプトに基づいて設計を推進し、建設計画を具体化するにあたって、関連する規制や制度について技術的観点より検討を行った。検討にあたっての着目点として、以下の 2 点を取り上げた。
① プラントの設計を進める上での「次期軽水炉の重要コンセプトに関する規制や制度の考え方」② プラントを建設するにあたり「次期軽水炉における立地の適性評価の考え方」
検討の結果、①については以下の結論を得た。
• 次期軽水炉の重要コンセプトの 1 つである、「深層防護の実装の考え方」について
は、現行基準で定められる規制要求に対して、同等以上の機能・性能を有する施設・設備については許容されるように要求事項が整理されることが望まれる。これにより設計段階から柔軟な対応が可能な次期軽水炉のより安全でより合理的なポテン
シャルを最大限発揮できる。
• 「安全性向上に資する最新技術の反映」については、現行の制度を積極的に活用することにより、新技術導入が促進されると考えられる。また、設計及び工事の審査等に関する規制や制度のプロセスについて全体を通して再確認することが望まれる。
また、②の次期軽水炉の立地の適性評価についても以下のとおり。
• 旧立地審査指針における「原則的立地条件」及び「基本的目標」より、立地の適性評価を構成する要素として、ハザード特性、公衆からの離隔、適切な措置を講じう
る環境、社会的影響の 4 つが挙げられており、これらの考え方は米国規制においても考慮されている。また、立地小委においてもこれらの要素を維持した立地指針の改定案が示されており、これらを考慮すると、次期軽水炉における適性評価を構成する要素として、上記 4 要素は引き続き踏襲されるべきものであると考える。
• 既設炉が立地する敷地内へのリプレース又は増設を想定する場合、地震や津波等のハザードに関するサイト条件が現行基準下で許可済であり、防災計画等、周辺地域の原子力災害対策が整備されていることも考慮すると、現行基準及び「新規制基準の考え方」の内容を適用して、ハザードに関する敷地の適性や次期軽水炉の特徴を生かしたハザードへの耐性、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性評価を用いた公衆からの離隔の確保、防災計画及び訓練による適切な措置を講じうる環境の整
備、重大事故時における 137Cs 放出量評価を用いた社会的影響のリスクの低減の 4つの観点で立地適性を評価することは可能であると考えられる。既設炉が存在しない敷地への新規の立地を想定する場合には、立地の適性評価を実施するにあたり、ハザードに対する評価、公衆からの離隔の確保、適切な措置を講じうる環境の整備、
社会的影響のリスク低減の観点から検討することになると考えられる。

97

97

7. まとめ
本 WG では、将来の脱炭素社会を実現させるため、次期軽水炉が社会に信頼されるコン
セプトを有し、カーボンフリー電源の現実的な選択肢であることを示すことを目標として議論した。
WG フェーズ１では、1F 事故の教訓および既設炉に対する現行基準を踏まえて、設計段階から安全対策を講じることができる新設炉の特長を生かし、より高い安全性を合理的に達成するための技術要件を検討した。これを発展させるために本 WG では、原子力政策の議論から求められる社会的受容性の基本要件を整理し、次期軽水炉の設計の特徴を対比させて、議論する論点を抽出し、次期軽水炉の重要コンセプトを具体化するとともに、それを実現するために考慮すべき規制や制度の考え方について検討を実施した。
重要コンセプトの具体化としては、深層防護の実装の考え方を基に安全性向上に係る事項として、内的・外的事象への対応、テロ対策、設計想定を超える事象への対応、設計としての性能目標等を検討し技術要件として整理した。また、経済性向上に資する技術についても検討を行い、次期軽水炉としての建設工期短縮（建設コスト低減）、設備利用率の向上（サイクル長、定検期間等）、長期運転（稼働年数）に関する適用技術・効果について検討し技術要件として整理した。
なお、論点抽出において次期軽水炉の技術事項に特化するものではないため議論の優先度は比較的低いとされた事項（再生エネルギーとの協調、電力系統のレジリエンス等）についても、原子力全般の共通的課題としての視点で次期軽水炉の設計方針や考え方を整理した。
次期軽水炉の重要コンセプトを実現するために考慮すべき規制や制度の考え方については、次期軽水炉の各技術要件に関連する規制や制度に関して考察要否を判断し、考察が必要な項目については、背景や根拠、海外事例との比較も含め技術的視点より検討した。
また、プラント建設の際の立地の適性評価について考察した。
以上、本 WG では次期軽水炉の重要コンセプトを実現するための設計思想について検討し、それらを技術要件の形で整理するとともに、規制や制度の考え方についても整理することができた。これにより、次期軽水炉のコンセプトが社会に信頼されること、脱炭素社
会を実現させる現実的な選択肢になり得ることが確認できた。
最後に本 WG で検討・整理した次期軽水炉の重要コンセプトに関する技術要件、それを実現するため考慮すべき規制や制度の考え方については、今後、次期軽水炉の設計・建設が具体化していく際、関係者に参照されることを期待する。

9898

添付資料 1

既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計

方針

添-1

添-1

既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計方針（1/4）
新規制基準で新設／強化された規制要求

既設炉の安全対策

次期軽水炉での設計方針

 発電所周辺の詳細な調査に  外部ハザードに対する全体の耐①耐震・耐津波性能

基づく基準地震動の引き上性強化の観点から設定した地震

げや基準津波高さの評価を

動や津波高さに対する抜本的な踏まえた対策対策を実施

 耐震補強、防潮堤/止水壁

 建屋壁の増厚、建屋の埋込、敷設置地のドライサイト化等

 独立した異なる 2 以上の変②-1 電源の信頼性
外部電源 基本的に既設炉と同様の対応

電所等に 2 回線以上の送電線により接続し受電設備の号機間の融通を実施
 可搬型設備での対応を基本  トレン間及び防護レベル間の独として多重化・多様化

立性強化の観点から位置的分散 交流電源：多重性のある配置等の系統構成・配置の工夫を

恒設非常用電源に多様性②-2 電源の信頼性のある恒設発電機＋可搬  管理運用性を考慮した恒設設備型発電機を追加

所内電源実施

 直流電源：恒設バッテリの容量増に加え、多様性のある可搬型直流電源＋
第 3 系統目の恒設直流電
源を追加

添-2

添-2

を基本とした対応を主とし、シナリオの不確かさへ備えの観点か
ら柔軟性が高い可搬型設備等を適切に組み合わせる

既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計方針（2/4）
新規制基準で新設／
既設炉の安全対策

次期軽水炉での設計方針強化された規制要求
 火災影響軽減対策設備の追  トレン間及び防護レベル間の独③火災に対する考慮

加立性強化の観点から区画分離の 耐火シート、火災検知器、徹底等の系統構成・配置の工夫

自動消火設備を実施
 区画分離を徹底した配置計画等

 火山灰到達の可能性、竜巻  外部ハザードに対する各防護レ④自然現象に対する考慮（風荷重／飛来物）、森林火

ベルの耐性強化の観点より設定

災への対策

した火山、竜巻、森林火災に対す

 火山対策：外気取込口へる抜本的な対策を実施のフィルタ設置
 竜巻対策：防護ネットや

 堅牢な建屋構造、防火帯の確
保等

鋼板で防護
 森林火災対策：防火帯の確保
 溢水源からの溢水による影  トレン間及び防護レベル間の独⑤内部溢水に対する考響（没水、被水、蒸気）を評

立性強化の観点から抜本的対策

価し対策を実施

を実施

 壁、水密扉、堰等の設置

 高エネルギー配管のルーティ慮

ングエリアの限定や配管の耐震性強化
 区画分離を徹底した配置、溢水源の適正配置 アクセスルートの確保対策  瓦礫撤去用重機の配備、緊急時として、瓦礫撤去用重機を対策所の耐震性強化、通信/計測

配備

系の信頼性・耐久性向上等の想⑥その他の設備の性能  緊急時対策所の耐性強化、通信の信頼性・耐久力の向上、計測系の信頼性・耐久力
の向上

添-3

添-3

定される対策を実施

既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計方針（3/4）
新規制基準で新設／強化された規制要求

既設炉の安全対策

次期軽水炉での設計方針

 可搬型設備での対応を基本  トレン間及び深層防護レベル間とし、炉心冷却／SFP 内燃の独立性強化の観点から位置的

料冷却手段、最終ヒートシ

分散配置等の系統構成・配置の工ンクを多様化

夫を実施

 原子炉冷却機能喪失時

 多様性を有した恒設設備の分（高圧時）：全交流電源喪散配置

失かつ恒設直流電源喪失  管理運用性を考慮し、恒設設備でを想定し、タービン動の対応を主とし、シナリオの不確（T/D）補助給水ポンプにかさへ備えの観点から柔軟性がよる冷却が可能なように可搬式バッテリを用いて現場操作⑦炉心損傷防止対策

 原子炉減圧機能喪失時：（使用済燃料プール

主蒸気逃し弁、加圧器逃（SFP）内燃料損傷防止対策）

し弁の駆動源として可搬型設備（窒素ボンベ）を配備
 原子炉冷却機能喪失時（低圧時）：冷却設備として恒設設備を配備。但し規制基準要求があり可搬型設備を配備 SFP 内燃料冷却機能喪失
時：保有水維持のため可搬型ホース/送水車を配備
 最終ヒートシンク喪失
時：最終ヒートシンクへ熱を輸送する可搬型大容量ポンプを配備

添-4

添-4

高い可搬型設備等を適切に組み合わせる

既設炉の安全対策と次期軽水炉の設計方針（4/4）
新規制基準で新設／
既設炉の安全対策

次期軽水炉での設計方針強化された規制要求
 格納容器内冷却・減圧・放射  トレン間及び深層防護レベル間性物質低減対策の独立性強化の観点から位置的 可搬型注入ポンプや恒設

分散配置等の系統構成・配置の工

電動注入ポンプによる格夫を実施

納容器スプレイ 多様性を有した恒設設備の分

 格納容器過圧破損防止対策

散配置

 可搬型大容量ポンプによ  恒設設備での対応を主とし、シナる再循環ユニットへの海

リオの不確かさへ備えの観点か

水供給

ら柔軟性が高い可搬型設備等を適切に組み合わせる⑧格納容器破損防止対策

 水素爆発防止対策

 基本的に既設炉と同様の対応

 静的触媒式水素再結合装

 静的触媒式水素再結合装置

置（PAR）及び水素燃焼装（PAR）及び水素燃焼装置（イ置（イグナイタ）の設置

グナイタ）の設置

 溶融炉心冷却対策
 ウェットキャビティ方式

 発生頻度は低いが不確かさが大きい現象に対しても、発生防止と発生した場合の影響の観点から
炉心溶融時の CV 破損を防止できる設計とする 水蒸気爆発の可能性排除を考慮し、欧州の新設炉で適用されているドライ型の溶融炉心冷却設備も選択肢 可搬型設備での対応を基本  既設炉と同様、想定を大きく超え
 放水砲、放水砲用大容量⑨放射性物質の拡散抑ポンプ、シルトフェンス

制対策る事象への対応となるため可搬型設備が基本（なお、可搬型設

備の仕様共通化等により運用性向上を図る）
 設計基準事故対処設備、重  建屋頑健化、分散配置・区画分離⑩意図的な航空機衝突への対応

大事故等対処設備とは独立の徹底等により、CV・燃料取替エ

な特重設備を本館から独立

リア等の耐性を強化すると共にして配置

設備の独立性を確保することで燃料損傷、CV 破損を防止する
添-5

添-5

添付資料 2

設置許可基準におけるハザードの要求

添-6

添-6

設置許可基準におけるハザードの要求（1/4）
第二章
設計基準対象施設

主な規制要求ハザード項目第四条

地震による 設計基準対象施設は、地震力に十分に耐えることが 地震
損傷の防止 できるものでなければならない。

第五条

津波による 設計基準対象施設（兼用キャスク及びその周辺施設 津波
損傷の防止 を除く。）は、その供用中に当該設計基準対象施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波（以下「基準津波」という。
）に対して安全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。

第六条

外部からの 安全施設（兼用キャスクを除く。）は、想定される自 ＜想定される自然事
衝撃による 然現象（地震及び津波を除く。次項において同じ。） 象＞
損傷の防止 が発生した場合においても安全機能を損なわないも 洪水のでなければならない。
風（台風）
２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響 竜巻を及ぼすおそれがあると想定される自然現象によ 凍結り当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準 降水
事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなけ 積雪
ればならない。
落雷
３ 安全施設（兼用キャスクを除く。
）は、工場等内又 地滑り
はその周辺において想定される発電用原子炉施設 火山の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事 生物学的事象象であって人為によるもの（故意によるものを除 森林火災
く。以下「人為による事象」という。）に対して安 高潮
全機能を損なわないものでなければならない。
＜人為による事象＞（規則の解釈）
飛来物（航空機落下２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは、 等）
敷地の自然環境を基に、洪水、風（台風）、竜巻、 ダムの崩壊
凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生 爆発
物学的事象又は森林火災等から適用されるものを 近隣工場等の火災いう。
有毒ガス
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を 船舶の衝突損なわせる原因となるおそれがある事象であって 電磁的障害
人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは、敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり、飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。
なお、上記の航空機落下については、「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」（平成 14・07・29 原院第 4 号（平成 14 年 7 月 30
日原子力安全・保安院制定））等に基づき、防護設計の要否について確認する。

添-7

添-7

設置許可基準におけるハザードの要求（2/4）
第二章
設計基準対象施設

主な規制要求ハザード項目

第八条

火災によ
る損傷の
防止

設計基準対象施設は、火災により発電用原子炉施設の安全 火災性が損なわれないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい、安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
２ 消火設備（安全施設に属するものに限る。）は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。

第九条

溢水によ
る損傷の
防止

安全施設は、発電用原子炉施設内における溢水が発生した 溢水
場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
２ 設計基準対象施設は、発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器、配管その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において、当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

第十二条 安全施設

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が ミサイル、確保されたものでなければならない。
配管破損防護
５ 安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

添-8

添-8

設置許可基準におけるハザードの要求（3/4）
第三章 重大事
故等対処施設第三十 地震に
九条
よる損
傷の防
止

第四十
条

津波に
よる損
傷の防
止

第四十
一条

火災に
よる損
傷の防
止

主な規制要求ハザード
項目
重大事故等対処施設は、次に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ 地震
次に定める要件を満たすものでなければならない。
一 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処
施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故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あること。
二 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 第四条第二項の規定により算定する地震力に十分に耐えることができるものであること。
三 常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力に対して重大事故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あること。
四 特定重大事故等対処施設 第四条第二項の規定により算定する
地震力に十分に耐えることができ、かつ、基準地震動による地震力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あること。
２ 重大事故等対処施設は、第四条第三項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊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。
（解釈）
４ 第 1 項第 4 号に規定する「特定重大事故等対処施設」に「基準地震動による地震力に対してその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」を適用する場
合、基準地震動に対する設計基準上の許容限界は設計基準と同じものを適用する（例えば、基準地震動に対して設計基準上の許容値を適用する。）が、設計基準における措置とは性質の異なる対策（多様性）を講じること等により、基準地震動を一定程度超える地震動に対して頑健性を高めること。
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 津波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。
（解釈）
２ 第 40 条に規定する「基準津波に対してその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」を特定
重大事故等対処施設に適用する場合、基準津波に対する設計基準上の許容限界は設計基準と同じものを適用するが、設計基準における防護措置とは性質の異なる対策（多様性）を講じること等により、基準津波を一定程度超える津波に対して頑健性を高めること。
重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために 火災
必要な機能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

添-9

添-9

設置許可基準におけるハザードの要求（4/4）
第三章 重大事故等対処施設
第四十 特定重大
二条
事故等対
処施設
• 大型航
空機の
衝突
• その他
のテロ
リズム

第四十
三条

重大事故
等対処設
備

主な規制要求ハザード項目工場等には、次に掲げるところにより、特定重大事故等 故意による大対処施設を設けなければならない。
型航空機の衝一 原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その突
他のテロリズムに対してその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 その他のテロ
リズム
あること。
二 原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を有するものであること。
三 原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生後、発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間、使用できるもので
あること。
（解釈）
１ 第 1 号に規定する「原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその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あること」とは、以下に掲げる設備
又はこれらと同等以上の効果を有する設備とする。
(a) 原子炉建屋及び特定重大事故等対処施設が同時に破損することを防ぐために必要な離隔距離（例えば100m 以上）を確保すること、又は故意による大型航空機の衝突に対して頑健な建屋に収納すること。
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければな 常設
らない。
「共通要因」
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等 を設計基準対対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事 象設備の事象
故等対処設備」という。）と接続するものにあって と想定し、同は、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するため時にその機能に必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等 が損なわれな対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、 いよう適切な措置を講じる次に掲げるものでなければならない。
三 常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基
準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損な 可搬型
われるおそれがないよう、適切な措置を講じたもの 地震、津波、であること。
その他の自然
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定 現象、故意にめるもののほか、次に掲げるものでなければならな よる大型航空
い。
機の衝突、そ五 地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航の他のテロリ
空機の衝突その他のテロリズムによる影響、設計基
準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その ズムによる影他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と 響等を考慮し、常設重大異なる保管場所に保管すること。
七 重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因 事故等対処設によって、設計基準事故対処設備の安全機能、使用 備と異なる保済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設 管場所に保管
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事 する故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

添-10

添-10

添付資料 3

自然事象の属性

添-11

添-11

自然事象の属性
日本原子力学会 原子力安全部会 外的事象に対する安全確保の高度化 WG「外的事象に対する原子力発電所の安全対策に関する経過報告」2021 年 4 月 20 日（P.14）より引用---------------------------------------------------------------------------------------------------自然現象にはそれぞれの特徴があり、安全確保の観点から、その特徴を属性として整理すると以下の様な属性が考えられ、その属性に応じた適切な対策をとることが有効で
ある。
•

時間余裕
自然現象の影響が大きくなる時間的余裕が大きな自然現象に対しては、原子炉停止や除熱系の待機、被災の回避等の対応が取れる。事前に停止した場合には、崩壊熱レベルが下がることになり、仮に事故が起きた場合でもその事象進展がゆっくりとなり、対応の困難さを軽減することにつながる。

•

低頻度領域の扱い
竜巻のように残存リスクを支配する低頻度領域ハザードが確率分布の外挿部分（テール）に依拠する度合いが高い場合、その領域のハザードの信頼性が低くなる
ため、頻度の議論の有効性が低い。特に物理モデルにより裏打ちされない頻度評価
モデルを用いている場合には、発生し得ない規模のハザードを低頻度事象として評価してしまう恐れがある。

•

耐力の特性
地震に対しては同じ設備でもその応答や耐力にばらつきがあり、あるレベルのハザードで一律に損傷することはなく、ランダム性が存在し、相当程度の粘りが期待できる。一方で、津波に対しては水を被るか被らないかで機能喪失の有無が変わり、突然クリフエッジを迎え得ることから、このような観点を踏まえた設計なりマ
ネジメントを考える必要がある。

•

再来性
地震のように前震、本震、余震といったその現象が複数回にわたって発生する自然現象ではこの再来性を考慮する必要がある。但し、再来性は確率事象であることに留意する必要がある。

•

継続性
竜巻のような一過性の影響しか与えない自然現象に対し、降雪や降灰のように荷重が継続的に残存する自然現象では、復旧活動への影響を十分に考慮する必要
がある。
添-12

添-12

•

重畳事象
地震の発生と従属して発生する津波は随伴事象として考慮するが、必ずしも従属性がない自然現象により原子炉施設に対して重複した荷重や影響を付与し得るものがあることに留意する必要がある。但し、無条件であらゆる組み合わせの自然現象の重畳を考慮するのではなく、検討する設計想定を超える事象の頻度と、組み合わせる自然現象の条件付き確率を考慮することが適切である。

•

随伴事象
地震の発生後、直接的影響だけではなく、従属的に火災や溢水が発生し得る。このような随伴事象は自然現象毎に検討する必要がある。

•

被害の影響範囲の相違
地震のように発電所のみならず当該地域も含めて影響を受ける自然現象と竜巻のように影響エリアが限定されるものとでは、事前の備えや復旧、特に所外からの支援の容易性が大きく異なる。ハザード源（例えば森林火災）とプラントとの距離が離れていれば、その影響が出にくいという例になる。また、竜巻は進行方向に指向性があり、それを考慮した分散配置が有効になる場合もある（NEI12-06, “Theaxis of separation should consider the predominant path of tornados in thegeographical location.”）。

添-13

添-13

添付資料 4 B.5.b ガイドライン（NEI 06-12Rev.2）

添-14

添-14

B.5.b ガイドライン（NEI 06-12Rev.2）
 米国 NRC の安全保障・セキュリティ確保手段に関する暫定補償措置命令（EA-02026）/10CFR50.54（hh）への対応として産業界（NEI）が NRC に提出した設計
基準外事象（特にテロ攻撃による大規模な爆発または火災）に対処するガイドライン。そこでは次の 4 項目に力点をおいている。
① 使用済燃料貯蔵プールへの内部からの水補給に関する戦略② 使用済燃料貯蔵プールへの外部からの水補給及びスプレイに関する戦略③ 原子炉及び格納容器に対する強化された指揮・命令機能④ 原子炉及び格納容器に対する強化された対応戦略

添-15

添-15

添付資料 5

各性能目標の関係

添-16

添-16

一般的な性能目標指標である CDF、CFF-1、CFF-2、ECFF、LRF 及び LERF の関係の概念図を示す。本図は互いの頻度の相対関係を示すために作成した概念図であり、棒グラフの長さは頻度を示す。但し、定量的な関係を示すものではない。

炉心損傷頻度：CDF

CV 隔離機能維持

CV 隔離機能喪失頻度：CFF-1

管理
放出

各国に共通した「大規模放出」の定量的な定義はない
が、管理放出は環境への影響は小さく大規模放出と定義
しないことが一般的である。
このため、CFF-2 と LRF は同等の指標と言える。

管理放出機能喪失頻度：CFF-2

晩期喪失

早期 CV 機能喪失頻度：ECFF

大規模放出頻度：LRF

晩期放出

早期大規模放出頻度：LERF

LRF と LERF における「大規模放出」の定量的な定義が同じ場合の LRF と LERF の相対関係の概念図。（もし、「大規模放出」の定量的な定義が LRF と LERF で異なるようであれば、このような相対関係になるとは限らない。）【補足】
LERF はサイト外の対策措置などの時間ファクターなどを考慮する指標であるのに対し、CFF-2（LRF）はそれらの考慮が不要である。したがって、特定のサイトを想定しない基本（標準）設計段階においては、CFF-2（LRF）の方が適していると言える。

添-17

添-17

添付資料 6

立地の適性評価に関する補足資料

添付資料 6-1

旧立地審査指針における原則的立地条件及び基本目標

添付資料 6-2

IAEA SSR-1「Site Evaluation for Nuclear Installations」と旧立地審査指針の比較

添付資料 6-3

用語の定義

添-18

添-18

添付資料 6-1 旧立地審査指針における原則的立地条件及び基本的目標

添-19

添-19

旧立地審査指針における原則的立地条件及び基本的目標及び新規制基準の考え方
旧立地審査指針
新規制基準の考え方
原則的立地条件
基本的目標
立地審査の指針
立地審査指針「1.1 原則（1）大きな事故の誘的立地条件」の（1）は、因となるような事象
設置許可基準規則においが過去においてなかては、地盤の安定性や地ったことはもちろん震等による損傷防止なであるが、将来においど、自然的条件ないし社てもあるとは考えら会的条件に係る個別的なれないこと。また、災規定との関係で考慮され害を拡大するようなている。
事象も少ないこと。
（2）原子炉は、その安 a 敷 地 周 辺 の 事 2.1 原 子 炉 の 周 囲 立地審査指針「2 立地審
全 防 護 施 設 と の 関 連 象、原子炉の特性、は、原子炉からある距 査の指針」の2.1についてに お い て 十 分 に 公 衆 安全防護施設等を 離の範囲内は非居住 は、設置許可基準規則等により、設計段階においから離れていること。 考慮し、技術的見 区域であること。
地からみて、最悪 ここにいう「ある距離 てより厳しい条件を設定の場合には起るか の範囲」としては、重 した上でより厳しい基準もしれないと考え 大事故の場合、もし、 を達成できることを要求られる重大な事故 その距離だけ離れた している（ことから採用（以下「重大事故」地点に人がいつづけ しない）。
という。）の発生を るならば、その人に放仮定しても、周辺 射線障害を与えるかの公衆に放射線障 もしれないと判断さ
害 を 与 え な い こ れる距離までの範囲をとるものとし、「非と。
居住区域」とは、公衆が原則として居住しない区域をいうもの
とする。

添-20

添-20

旧立地審査指針
新規制基準の考え方
原則的立地条件
基本的目標
立地審査の指針（3）原子炉の敷地は、b 更に、重大事故 2.2 原子炉からある 同じく2.2については、立その周辺も含め、必要 を超えるような技 距離の範囲内であっ 地審査指針により要求し（旧）仮想事故のに 応 じ 公 衆 に 対 し て 術的見地からは起 て、非居住区域の外側 ていた、
適 切 な 措 置 を 講 じ う るとは考えられな の地帯は、低人口地帯 発生を仮想した上で、めやす線量（甲状腺（成人）る環境にあること。 い事故（以下「仮想 であること。
事故」という。）（例 ここにいう「ある距離 に対して3Sv、全身に対えば、重大事故を の範囲」としては、仮 して0.25Sv）を超える地想定する際には効 想事故の場合、何らの 帯、すなわち適切な措置果を期待した安全 措置を講じなければ、 を講じうる環境にある地
防護施設のうちの 範囲内にいる公衆に 帯である「低人口地帯」
いくつかが動作し 著しい放射線災害を は、既許可の原子炉施設ないと仮想し、そ 与えるかもしれない では発電所敷地内に収まれに相当する放射 と判断される範囲を っており、現実には具体性物質の放散を仮 とるものとし、「低人 的な防災の実行と結びつ想するもの）の発 口地帯」とは、著しい いていなかったことなど
生を仮想しても、 放射線災害を与えな から、低人口地帯を設定
周辺の公衆に著し いために、適切な措置 することはその役割を終い放射線災害を与 を講じうる環境にあ えたと判断した。
る地帯（例えば、人口
えないこと。
密度の低い地帯）をいうものとする。
c なお、仮想事故 2.3 原子炉敷地は、 同じく2.3については、放の場合には、集団 人口密集地帯からあ 射線リスクの社会的影響
線量に対する影響 る距離だけ離れてい として、立地審査指針における、大人口が極めてが十分に小さいこ ること。と。
ここにいう「ある距 低線量の被ばくを受ける
離」としては、仮想事 ことを含んだ集団線量の故の場合、全身線量の 見地に基づいて評価する
積算値が、集団線量の のは効果的でないため、見地から十分受け入 設置許可基準規則においれられる程度に小さ ては、これを採用しなかい値になるような距 った。他方で、長期間に離をとるものとする。 わたって帰還できない地
域を生じさせないことが重要であることから、設置許可基準規則においては、半減期の長い放射性物質であるセシウム137の総放出量を規制することとしており、より実効的な規制が行われることとなっている。

添-21

添-21

添付資料 6-2 IAEA SSR-1「Site Evaluation for Nuclear Installations」と旧立地審査指針の比較

添-22

添-22

IAEA SSR-1 の構成及び比較検討範囲＜IAEA SSR-1 の構成＞
1．はじめに
2．基本的安全要件
要件 1：原子炉等施設の立地評価における安全目標
3．立地評価へのマネジメントシステムの適用
要件 2：立地評価へのマネジメントシステムの適用
4．立地評価の一般要件
要件 3：原子炉等施設への立地評価の範囲
要件 4：立地適性要件 5：立地地点と地域の特性
要件 6：立地地点固有のハザードの特定要件 7：自然災害及び人為的災害の評価
要件 8：立地地点防護措置
要件 9：同一地点または隣接地点上の複数の原子炉等施設の立地評価
要件 10：ハザード及び立地地点の特性の時間的変化
要件 11：最終ヒートシンクを必要とする原子炉等施設の最終ヒートシンクに関する特別な考慮事項
要件 12：人と環境に対する原子炉等施設の潜在的な影響
要件 13：効果的な緊急対応行動を計画する実行可能性
要件 14：原子炉等施設の立地評価におけるデータ収集
5．外部ハザードの評価
要件 15：断層の評価
要件 16：地震動のハザード評価
要件 17：火山災害の評価
要件 18：極端な気象災害の評価
要件 19：稀な気象事象の評価
要件 20：洪水ハザードの評価
要件 21：地盤材料の地質学的特性および地質学的特徴
要件 22：地盤災害及び地質災害の評価
要件 23：その他の自然災害の評価
要件 24：人為的事象に関連する有害性の評価
6．当該地域における原子炉等施設に係る潜在的影響の評価
要件 25：放射性物質の拡散
要件 26：人口分布と公衆への被ばく
要件 27：地域の土地と水の用途
添-23

添-23

7．立地地点のモニタリング及び定期的レビュー
要件 28：外部ハザード及び立地地点の状態のモニタリング
要件 29：外部ハザード及び立地地点の状態のレビュー＜比較検討範囲＞
SSR-1 のうち、2～3 章（要件 1、2）については一般的事項が記載されており、また、
4 章のうち要件 6～8 及び 5 章（要件 15～24）の外部ハザードについては、新規制基準において考慮済であり次期軽水炉においても既設炉と同様の対応を実施すればよいことか
ら、本検討の範囲外とする。
よって、本検討においては要件 3～5、9～14 及び要件 25～29 を対象とする。

添-24

添-24

添-25

立地評価の
一般要件

添-25

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係（一般的事項）
要件 3：原子炉等施設への立地評価の範囲
新設炉の設置前及び当該炉の存立地評価の範囲は、緊急時対応措置を正当化する可能続期間にわたり、立地妥当性を確性のある事故を含む、全ての運転状態及び事故状態につ認する。
いて、サイトに関連する要因及びサイトと設備の間の相
具体的には、以降の項目にて記互作用に関連する要因を包含しなければならない。
載。
同上
要件 4：立地適性
同上
立地地点の適性は、立地評価の早期段階で評価されなければならず、また、計画されている原子炉等施設の存続期間にわたって確認されなければならない。
旧立地審査指針 原則的立地条件 （外部ハザードに関しては新規
要件5：立地地点と地域の特性
立地地点及び地域は、原子炉等施設の安全に影響を及 (1) 大きな事故の誘因となるような 制基準で審査される事項であり、ぼす可能性のある特性並びに原子炉等施設が人及び環 事象が過去においてなかったこと 新設炉で特別な考慮が必要なも）境に及ぼす潜在的な放射線影響に関して調査されなけ はもちろんであるが、将来において のではない。
もあるとは考えられないこと。まればならない。
〇原子炉等施設の安全に影響を及ぼすおそれのある場 た、災害を拡大するような事象も少所における危険を誘発する可能性のある地域における ないこと。
自然現象及び人間活動を特定し、評価しなければならな 【新規制基準の考え方】
い。この評価の程度は、現場における潜在的なハザード 立地審査指針「1.1 原則的立地条の安全上の重要性に見合ったものでなければならない。件」の(1)は、設置許可基準規則においては、地盤の安定性や地震等による損傷防止など、自然的条件ないし社会的条件に係る個別的な規定との関係で考慮されている。

SSR-1

添-26

旧立地審査指針【新規制基準における位置づけ】

添-26

次期軽水炉の立地の適性評価との関係「確定的影響の防止」の観点で立地評価の要件 5：立地地点と地域の特性（続き）
一般要件（続 〇原子炉等施設の潜在的な放射線影響によって影響を 旧重大事故及び旧仮想事故に基づ 「重大事故に至るおそれがあるき）
受ける可能性のある地域の自然環境の特性を、すべての く立地評価は、設置時及び必要に応 事故」に対する有効性評価を実施
じて変更申請時に実施されていた。 する。
運転状態及び事故状態並びに原子炉等施設の存続期間【新規制基準において旧重大事故のすべての段階について調査し、評価しなければならな及び旧仮想事故に基づく立地評価 （「確定的影響のリスクの低減」
い（第 5 節参照）。
の観点は防災で対応）は実施されていない。】〇調査対象地域の規模は、自然災害及び人為的な外部災 【外部ハザードに関しては新規制
害のそれぞれについて定める。調査する地域の規模を決 基準において審査されている。】「社会的影響のリスクの低減」の定する際には、ハザードの大きさとハザード源から現場観点で「重大事故」時の137Cs放出までの距離の両方を考慮しなければならない。津波や火量評価を実施する。
山現象などの特定の自然外的事象については、調査される地域の規模が、現場における潜在的な影響に対処する（外部ハザードに関しては新規のに十分な大きさであることを確保しなければならな 基本的目標「周辺の公衆に著しい放 制基準で審査される事項であり、い。
射線災害を与えないこと」について 新設炉で特別な考慮が必要なも〇原子炉等施設の安全に影響を及ぼす可能性のある現 は、仮想事故の評価を実施してい のではない。
）
在及び予見可能な将来の特性を評価するために、その場 た。
所及び地域を調査しなければならない。これには、自然 【新規制基準において、立地審査指の外部事象の深刻さや頻度の潜在的な変化、地域の人口 針策定時には制定されていなかっ分布の変化、土地や水の現在と将来の利用、さらには既 た原子力災害対策特別措置法等により原子力災害防止対策の強化が存の原子炉等施設の開発、又は原子炉等施設の安全性若なされていることなどから、当該要
しくは効果的な緊急時対応行動の計画の実行可能性に
求はその役割を終えたとNRAによ影響を及ぼす可能性のあるその他の施設の建設が含ま り判断されている。】
れる。

SSR-1

添-27
添-27

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
旧重大事故及び旧仮想事故に基づ
多重性・多様性・独立性の強化や立地評価の要件 9：同一地点または隣接地点上の複数の原子炉等施く立地評価は、単一ユニットに対す 外部ハザード耐性の向上により、一般要件（続 設の立地評価
共通要因による重大事故が起きき）
立地評価は、同一立地地点及び隣接立地地点の複数の る評価。
難い設計とすること、および、各原子炉等施設に影響を及ぼす自然及び人為的外部ハザ号機間の共用についてこれを原ードの可能性を考慮しなければならない。
則排除することにより、事故の影〇同一の場所における複数の設置又は隣接する場所に響が他号機に伝搬する可能性をおける設置の安全性に影響を及ぼす可能性のある自然低減させる設計であることを確
及び人為的な外部事象の発生並びにそれらの信頼でき認することで対応が可能である
る組み合わせを考慮しなければならない。1 つの原子炉と考えられる。
また、既設炉と同様に、複数基で等施設に起因するハザードが、同じ場所又は隣接する場の発災を想定し、サイト内につい所にある他の原子炉等施設に影響を及ぼす可能性を評ては制御室等の居住性評価や技価しなければならない。
術的能力の検討にて事故収束が〇特定された事故シナリオについては、同一の場所又は可能であることを確認する。サイ
隣接及び近接する場所にある原子炉等施設における事
ト外での防災対応については、発故が人及び環境に及ぼす複合的な影響を評価しなけれ
災基数に依らず適切に実施可能ばならない（要件 12 参照）。
であることを防災計画及び訓練にて確認することができる。

SSR-1

添-28
添-28

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係（運転開始後を含めた要件）
立地評価の要件 10：ハザード及び立地地点の特性の時間的変化（運転開始後を含めた要件であ
一般要件（続 外部ハザード及び立地特性は、経時的変化の可能性にり、新設炉で特別な配慮が必要なき）
関して評価されなければならず、これらの変化の潜在的ものではない。）
影響が評価されなければならない。
〇原子炉等施設の安全に影響を及ぼす可能性のある、時間の経過とともに変化する可能性のある立地特性及び自然及び人為的な外部ハザードを特定しなければならない。そのような変更の潜在的な影響は、原子炉等施設の計画された存続期間について適切に評価されなければならない。
〇関連するサイト固有の設計パラメータの適切な安全マージンによって、外部ハザードとサイトの特性が時間とともに変化する可能性の予測の不確実性を十分に考慮しなければならない。

SSR-1

添-29
添-29

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
評価における事故シーケンス選
旧重大事故及び旧仮想事故に基づ
立地評価の要件 11：最終ヒートシンクを必要とする原子炉等施設
く立地評価はDBA設備の作動を前 定の際に、最終ヒートシンクに対一般要件（続 の最終ヒートシンクに関する特別な考慮事項
するハザード等の影響を適切にき）
最終ヒートシンクを必要とする原子炉等施設に対す 提としていた。
【新規制基準の有効性評価におい 考慮することで対応が可能である立地地点固有の自然及び人為的な外部ハザードの評ては最終ヒートシンクの喪失があ ると考えられる。
価は、最終ヒートシンクの利用可能性及び信頼性に影響る場合はこれを考慮している。】を及ぼす可能性のあるハザードを考慮しなければならない。
〇検討中の最終的なヒートシンクに応じて、以下のデー
タを評価するものとする。
(a)気温・湿度(b)水深・水温(c)濁り、浮遊物、浮遊物、化学的・生化学的変化（自然変化と人為変化の両方）などの水質特性(d)水管理構造物の故障の可能性を考慮した、水流の利用可能性と持続可能性（河川の場合）、最小および最大
水位、および安全に関連する冷却水の供給が最小レベル
である期間〇最終的なヒートシンクの損失を引き起こす可能性のあるすべての自然および人為的な外部事象を特定し、評価しなければならない。

SSR-1

添-30

旧立地審査指針【新規制基準における位置づけ】

次期軽水炉の立地の適性評価
との関係

添-30

〇原子炉等施設からの放射性物質の放出が公衆及び環（放出核種及び被ばく経路は適境に影響を及ぼす可能性のある直接的及び間接的な経 被ばく経路としては希ガスの外部）
被ばくとよう素の内部被ばくを考 切に考慮要。
路を特定し、評価しなければならない。この評価では、慮している。
（Cs等の放出、グランド
生物圏における放射性核種の輸送と蓄積に特に注意をシャイン線量は含まれていない。）
払いつつ、当該地域における人口分布を含む特定の地域
的・立地的特性を考慮しなければならない。
直接に緊急時対応行動とはリンク〇敷地等境界外での緊急対応措置が必要となる可能性 していない。
のある事故を含め、事故状態に関連する住民への潜在的な影響を評価するために提供される情報が、立地評価のための安全の目標の達成と一致していることが証明されなければならない。

立地評価の要件 12：人と環境に対する原子炉等施設の潜在的な影一般要件（続 響き）
運転状態及び事故状態（緊急時対応措置を必要とする
可能性のある事故を含む。）に対する原子炉等施設の地
域への潜在的な放射線影響を決定する際には、原子炉等施設の設計及びその安全上の特徴を考慮に入れて、放射性物質の潜在的な放出について適切な推定が行われなければならない。
敷地等境界の評価を実施しており、〇想定される事故シナリオ（ソースターム結果を含む）
直接に緊急時対応行動とはリンクを考慮し、敷地及び敷地等境界外における効果的な緊急 していない。
時対応行動を計画する実行可能性を考慮して、原子炉等 【「重大事故に至るおそれのある事 「重大事故に至るおそれのある施設が人及び環境に及ぼす潜在的な影響を推定する。こ 故」に対する対策の有効性を確認 事故」に対する対策の有効性を確
れらの推定は、原子炉等施設の設計及びその安全特性が （線量評価を要する場合の評価点： 認（線量評価を要する場合の評価
点：敷地境界）。
敷地境界）】
確立された時点で確認されなければならない。

SSR-1

添-31
添-31

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】
との関係
防災で対応
基本的目標「周辺の公衆に著しい放立地評価の要件 13：効果的な緊急対応行動を計画する実行可能性
一般要件（続 敷地及び敷地等境界外の特性並びに操業前の完全な 射線災害を与えないこと」について （ 既 存 の 防 災 計 画 を 活 用 で きき）
緊急時取り決めの確立を妨げる可能性のある外部事象 は、仮想事故の評価を実施してい る。）
た。
を考慮して、敷地及び敷地等境界外における効果的な緊【新規制基準において、立地審査指
急時対応措置を計画する実行可能性を評価しなければ
針策定時には制定されていなかっならない。
た原子力災害対策特別措置法等に〇要件 13 は、緊急対応措置が必要となる可能性のある より原子力災害防止対策の強化が
敷地等境界外のインフラストラクチャにも適用される。なされていることなどから、当該要〇GSR Part 7「原子力又は放射線緊急事態への準備と 求はその役割を終えたとNRAによ対応」に従って、効果的な緊急対応行動を計画すること り判断されている。】の実現可能性について評価を行うものとする。評価では、同一敷地内及び隣接又は近隣の敷地内の原子炉等施設を考慮するものとし、特に同時事故を経験する可能性のある原子炉等施設に重点を置く。
〇効果的な緊急時対応行動の計画の実行可能性を評価する際には、外部事象と敷地及び敷地等境界外のインフラの状態との因果関係を考慮しなければならない。

SSR-1

添-32
添-32

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
外部ハザード等のプラントの安【外部ハザード等のプラントの安要件
14：原子炉等施設の立地評価におけるデータ収集
立地評価の一般要件（続 自然及び人為的な外部ハザードの評価を行い、原子炉 全に影響を与える環境に関しては、 全に影響を与える環境に関して等施設の安全に対する環境の影響及び原子炉等施設が 既設炉においても新規制基準や安 は、既設炉においても新規制基準き）
人及び環境に及ぼす影響の両方を評価するために必要 全性向上評価届出制度などに基づ や安全性向上評価届出制度など
き、地震、津波、火山、竜巻等の最 に基づき、地震、津波、火山、竜なデータを収集しなければならない。
〇原子炉等施設の安全に影響を及ぼす可能性のある自 新の科学的・技術的知見の調査や決 巻等の最新の科学的・技術的知見
然及び人為的な外部ハザードに関するデータは、原子炉 定論的評価などが継続的に評価さ の調査や決定論的評価などが継続的に評価されていることから、等施設の存続期間を通じて収集されなければならない。れている】
次期軽水炉においても同様の対データは、サイトの評価にサイト固有のデータを使用す応が可能であると考えられる。
ることを優先して、（空間的および時間的に）サイトに関連することを確認なければならない。
〇データ収集プロセスの程度、目的及び範囲は、立地評
価のための安全の目標に基づいて定義されなければならず、また、原子炉等施設が人及び環境に及ぼすハザー
ドに見合ったものでなければならない。
〇データ収集プロセスには、少なくとも次のものが含まれている必要がある。
(a)ハザード源、ハザードの伝播、原子炉等施設並びに人及び環境への潜在的影響に関する情報を含む、自然及び人為的な外部ハザードに関する情報;(b)立地条件や地域の環境条件を記述した情報;(c)サイトの保護および緩和措置のための提案されたエンジニアリングおよび管理措置に関する情報;(d)原子炉等施設の運転状態及び事故状態について、人及び環境に及ぼす潜在的な影響に関する情報;(e)全ての環境条件及び原子炉等施設の全ての状態における敷地内外での効果的な緊急時対応行動を計画するために必要な情報;

SSR-1

添-33
添-33

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
大気拡散を考慮した、「重大事故
放射性物質の大気拡散を考慮し、旧
要件
25：放射性物質の拡散
当該地域における原子炉等 運転状態及び事故状態において原子炉等施設から放 重大事故、旧仮想事故における評価 に至るおそれがある事故」の線量評価を必要に応じ既存の関係指施設に係る潜 出された放射性物質の大気中及び水中における拡散を を実施。
【新規制基準：旧重大事故、旧仮想 針類に基づいて実施。
評価しなければならない。
在的影響の評〇放射性物質の大気中の拡散の分析は、風速及び風向、事故の評価は実施せず】
価
気温、降水量、湿度、大気安定性度、長期にわたる大気の逆転並びに大気拡散のモデル化に必要なその他のパ （なお、運転状態（平常時）及びDBA「線量目標値評価指針」
ラメータを含む地域の地形、土地被覆及び気象学的特徴 については、「安全評価指針」「気象指針」に従いを考慮しなければならない。可能であれば、近隣の場所の長期的な気象データを取得し、品質を評価して使用し 拡散を考慮して評価。）
なければならない。
〇気象測定のための計画は、適切な標高、場所及びサンプリング間隔で主要な気象パラメータを測定し、記録することができる計器を使用して、現場又はその近くで作成され、実施されなければならない。少なくとも 1 年間の代表的なデータを収集し、他の情報源から入手可能な
他の関連データとともに大気分散の分析に使用するものとする。気象データは、適切な気象パラメータによって表現されなければならない。
〇調査計画は、地表水及び地下水を通過する放射性核種の潜在的な移動の評価及びその後の放射線影響の評価を可能にするために、現地及び地域における水文地質学
的及び水文学的パラメータを特徴づける関連データを収集するように設計されなければならない。この測定プ
ログラムは、水文地質学的調査の前に少なくとも 1 年間実施するものとする。データは、地表水文学と地下水に関する適切なパラメーターによって表されるものとす
る。

SSR-1

添-34
添-34

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係（平常時被ばく評価において線量（新設炉で特別な考慮が必要な
要件
25：放射性物質の拡散（続き）
当該地域における原子炉等 〇その地域の地表水調査（地表水と地下水の相互作用を 目標値評価指針」に従い海産物の濃 ものではない。）
施設に係る潜 含む）の計画を作成しなければならない。地表水の記述 縮等を考慮して評価を実施。）には、自然および人工の両方の水域の主要な物理的およ
在的影響の評
び化学的特性、水管理のための主要な構造物、取水構造
価（続き）
物の場所、および地域の水利用に関する情報が含まれなければならない。
〇この地域の水文地質学的調査の計画を作成しなければならず、これには含水層の主な特徴と地表水との相互作用の記述、およびこの地域における地下水の利用に関するデータが含まれる。
〇この地域の水文地質学的調査の計画には、地下水中の放射性核種の移動及び保持特性の調査並びに関連する被ばく経路の調査が含まれなければならない。
〇水文地質学的及び水文学的調査は、必要な範囲で、水域の希釈及び拡散特性を決定しなければならない。すな
わち、堆積物と生物相の再濃縮能力、放射性核種の移動と保持の特性、水圏における放射性核種の移動メカニズ
ム、そして関連する被ばく経路である。

SSR-1

添-35
添-35

的な影響を評価し、防護措置の実施可能性を検討する際には、脆弱な集団及び居住施設（例:学校、病院、老人ホ
ーム、刑務所）に特別の注意を払うものとする。
〇人口分布を求める際には、当該地域の最新の国勢調査
データ又は居住人口及び一時的人口に関する最新のデータを外挿して得られた情報を用いる。信頼できるデー
タがない場合は、特別な調査を実施する。
〇データを分析して、その場所からの方向と距離に関す
る人口分布を求めるものとする。この情報は、必要に応じてサイト固有の設計パラメータとモデルを使用して、通常の放出と放射性物質の偶発的な放出による潜在的な放射線影響の評価（シビアアクシデントによる放出の合理的な考慮を含む）を実行するために使用されなければならない。

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
集団線量評価は実施しない。
旧仮想事故においては、人口分布を要件
26：人口分布と公衆への被ばく
当該地域における原子炉等 原子炉等施設の存続期間にわたる地域内の既存及び 考慮した集団線量評価が実施され施設に係る潜 予測される人口分布が決定されなければならず、また、ていた。
運転状態及び事故状態の双方において、公衆への放射性在的影響の評物質放出の潜在的影響が評価され、定期的に更新されな価（続き）ければならない。
〇居住人口及び（可能な限り）一時的な人口を含む地域 直接に緊急時対応行動とはリンク 人口分布などの社会環境の経時的な変化については、防災計画のにおける現在及び将来の人口分布に関する情報が収集 していない。
定期的な確認・更新により対応がされ、原子炉等施設の存続期間にわたって最新の状態に可能であると考えられる。
保たれなければならない。放射性物質の放出による潜在

SSR-1

添-36
添-36

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係（平常時被ばく評価において「線量（次期軽水炉の設置許可段階で要件
27：地域の土地と水の用途
当該地域における原子炉等 地域に対する原子炉等施設の潜在的影響を評価する 目標値評価指針」に基づき、土地の 特別な配慮が必要なものではない。）
施設に係る潜 ために、土地及び水の利用が特徴付けられなければなら 利用を考慮している。）
ない。
在的影響の評〇土地及び水の利用を特徴づけるため、住民が利用する
価（続き）可能性のある又は食物連鎖における生物の生息地としての役割を果たす土地及び地表水並びに地下水資源の調査を含まなければならない。
立地地点のモ 要件 28：外部ハザード及び立地地点の状態のモニタリ 外部ハザード等のプラントの安全 外部ハザード等のプラントの安に影響を与える環境に関しては、既 全に影響を与える環境に関して
ニタリング及 ング
び定期的レビ 原子炉等施設の許認可及び安全な運転に関連する全 設炉においても新規制基準や安全 は、既設炉においても新規制基準ての自然及び人為的な外部ハザード及び立地条件は、原 性向上評価届出制度などに基づき、 や安全性向上評価届出制度など
ュー
子炉等施設の存続期間を通じてモニタリングされなけ 地震、津波、火山、竜巻等の最新の に基づき、地震、津波、火山、竜
科学的・技術的知見の調査や決定論 巻等の最新の科学的・技術的知見ればならない。
〇外部ハザードと敷地の状態のモニタリングは、工事開 的評価などが継続的に評価されて の調査や決定論的評価などが継続的に評価されていることから、始までに開始し、廃止措置まで継続しなければならな いる
次期軽水炉においても同様の対い。モニタリング計画は、立地評価の目的と範囲の一部
応が可能であると考えられる。
として策定されなければならない。
〇モニタリング計画には、モニタリングすべきパラメー
タ、収集すべきデータの種類、データ収集の方法論 （データ収集の場所及び頻度を含む）、測定に必要な分解能及び精度、データのバックアップ要件、並びにデータの処理及び分析に関する要件が含まれなければならない。
〇原子炉等施設の試運転を開始する前に、当該地域の大気、水圏及び岩石圏並びに生物相におけるバックグラウ
ンド放射能のレベルを測定し、原子炉等施設の運転による追加的な放射能の測定を可能にしなければならない。

SSR-1

添-37
添-37

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係
外部ハザード等のプラントの安外部ハザード等のプラントの安全要件
29：外部ハザード及び立地地点の状態のレビュー
立地地点のモニタリング及 運転組織は、運転経験及び新たな安全関連情報を十分 に影響を与える環境に関しては、既 全に影響を与える環境に関してび定期的レビ に考慮した上で、全ての自然及び人為的な外部ハザード 設炉においても新規制基準や安全 は、既設炉においても新規制基準
及び立地条件を、定期的な安全レビューの一部として、性向上評価届出制度などに基づき、 や安全性向上評価届出制度など
ュー（続き）
また、原子炉等施設の存続期間を通じて適宜、定期的に 地震、津波、火山、竜巻等の最新の に基づき、地震、津波、火山、竜
科学的・技術的知見の調査や決定論 巻等の最新の科学的・技術的知見レビューしなければならない。
〇定期的な安全審査の一部として（又は代替措置の下で 的評価などが継続的・定期的に評価 の調査や決定論的評価などが継続的・定期的に評価されているこ実施される安全評価の一部として）、自然及び人為的な されているとから、次期軽水炉においても同外部の危険性及び立地条件は、最新の情報を用いて原子様の対応が可能であると考えら
力施設の存続期間を通じて審査されなければならない。
れる。
このようなレビューは、定期的に（通常は 10 年に一度以上）実施され、以下のいずれかの場合に実施されるものとする。
規制要件の更新;
外部危険に対する不適切な設計の指摘;
外部の危険に対する特定の構造、システムおよびコンポーネントの脆弱性などの新しい技術的知見;
他の原子力施設又は産業施設の安全性に影響を与えた
実際の外部事象の発生による新たな情報、経験及び教訓;
新しい情報と評価が利用可能になったハザードの経時的変化;
クリフエッジ効果を防止するために十分なマージンがあるという追加の確信を提供する必要性;
長期運転計画の一部として、又は原子炉等施設の運転免許の延長申請を支援するために;以前の推定値を大幅に改善する危険性を分析するための新しい方法の開発。

SSR-1

添-38
添-38

旧立地審査指針
次期軽水炉の立地の適性評価【新規制基準における位置づけ】との関係【安全性向上評価等によるモニタ（運転開始後を含めた要件であ要件
29（続き）
立地地点のモニタリング及 サイト固有の外部危険性とサイトの状態は、サイト固有 リ ン グ 及 び レ ビ ュ ー が 考 え ら れ り、次期軽水炉の設置許可段階で特別な配慮が必要なものではなび定期的レビ の危険性の定期的なレビューの結果に基づいて、または る。】
い。）
放射線環境影響評価または原子力施設の安全な運用に
ュー（続き）
関連する新しいデータのために、必要に応じて再評価されなければならない。

SSR-1

添付資料 6-3 用語の定義
新設プラントについては、様々な建設形態が考えられ、本書においては以下のように定義する。
・新規立地：既設炉が存在しない敷地に、新たに原子炉を建設する
・リプレース：廃止が決定した既設炉の敷地内に、当該炉の代わりに新たに原子炉を建設
する
・増設：既設炉の敷地内に、新たに原子炉を建設する（但し、リプレースの場合を除く）
・新増設：上記の定義にしたがい、新規立地と増設の両方を含む

添-39

添-39

付属書 A 次期軽水炉のコンセプト例
目次
1.設計方針と考え方の具体例 .................................................................................................... A-2
1.1 深層防護の実装例、バランスの良い設計 .................................................................... A-2
1.2 想定を超える事象における可搬型設備の活用の例 ...................................................A-11
2. 安全性向上に資する最新技術の反映の具体例 ................................................................ A-13
2.1 軽水炉に関係する技術開発の事例 .............................................................................. A-13
2.2 次期軽水炉に実装する主な技術 .................................................................................. A-19
3. 性能目標（設計目標）に対する評価と考察 .................................................................... A-22
3.1 バランスの良い深層防護の実装の評価 ...................................................................... A-22
3.2 既設炉に対する優位性について .................................................................................. A-25
4. 経済性向上 ............................................................................................................................ A-27
4.1 次期軽水炉の工期短縮の具体例 .................................................................................. A-27
4.2 次期軽水炉の設備利用率向上に係る具体例 .............................................................. A-30
4.3 経年劣化対策の具体例 .................................................................................................. A-31
4.4 長期運転に備えたプラント設計の例 .......................................................................... A-33
5．政策的課題を含むその他の課題への対応 ....................................................................... A-34
5.1 負荷追従性能向上の例 .................................................................................................. A-34
5.2 所内単独運転性能向上の例 .......................................................................................... A-42
5.3 保守性・運用性向上の例 .............................................................................................. A-45
5.4 作業員の被ばく低減を考慮した設計例 ...................................................................... A-46
5.5 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性に係る設計の例 ........................... A-49
5.6 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性に係る設計の例 .......................... A-50

A-1

付属書 A に示す次期軽水炉のコンセプト例については、以下の資料を参考に次期軽水炉（PWR）の設計の考え方や設計の具体的な例を記載している。
・「革新軽水炉 SRZ -1200」パンフレット（https://www.mhi.com/jp/products/energy/innovative_next_generation_pwr.pdf）

・「次期軽水炉の技術要件検討」ワーキンググループ報告書（http://www.aesj.or.jp/~hatsuden/katsudou/04_jikiroWG/jikiroWG_report_20200716.pdf）

・三菱重工業（株）作成の技術資料
1. 設計方針と考え方の具体例
1.1 深層防護の実装例、バランスの良い設計（1） 次期軽水炉の具体的な設計例
 多重性・多様性・独立性
 故障要因の徹底排除・安全性の追求
 安全系設備の多重性・多様性の強化｛安全系 3 系列＋SA 専用システム｝（図
A-1.1-1）
 アクティブ／パッシブの特性・得失を考慮した組合せ（高性能蓄圧タンクの採用等）
 火災や内部溢水に対して重要機器の同時故障要因を徹底排除する区画分離
設計
 溶融炉心対策強化
 SA 時専用設備（コアキャッチャ等）を設置し、万一の炉心溶融事故時にも格納容器の破損を防止（図 A-1.1-2）
 放射性物質放出防止
 事故影響を発電所敷地内に限定、周辺環境への放射性物質の大量放出を防止（管理放出機能に頼ることなく、事象を収束させる）
 管理・運用性・柔軟性
 管理運用性を考慮した恒設設備を基本とした対応
 シナリオの不確かさへの備えの観点から柔軟性が高い可搬型設備等を適切に組み合わせ 外部ハザードへの耐性
 国内の厳しい地震条件にも耐え得る耐震設計（強固な岩盤に建屋を埋込む等）
津波影響を受けないドライサイト設計の採用（津波到達高さよりも高いグラン
ドレベル、地上 1 階層の建屋水密化等）（図 A-1.1-3）
A-2

 その他外部ハザード（台風や火山等）に対する耐性強化（建屋の頑健化や火山
灰浸入防止対策等）
 APC 等への耐性
 航空機衝突に対しても重要機器に直接影響を与えない格納容器/原子炉建屋の頑健化、区画分離の徹底、分散配置など（外部遮蔽壁と鋼製格納容器の 2 重構造の採用等）
 最先端技術を適用したサイバーセキュリティ
 外部からの不正アクセスのみならず、物理的なセキュリティ、システムの堅牢性向上、多様な技術の採用など、多層かつ多様な手法でサイバー攻撃から防御すること
 発電所外部へのデータ伝送は外部への一方向のみとして必要なデータ伝送を確保

図 A-1.1-1

次期軽水炉の多重性・多様性・独立性を考慮した設計の例

A-3

コアキャッチャ(拡散槽)

図 A-1.1-2

溶融炉心対策（コアキャッチャ）図 A-1.1-3

耐震設計のイメージ

A-4

図 A-1.1-4

図 A-1.1-5

APC 対策の例

サイバーセキュリティの例

A-5

（2） 次期軽水炉でのパッシブ/アクティブ組み合わせの考え方
下図のように、アクティブ機器とパッシブ機器は互いに強み、弱みともに表裏一体の概念であるため、両者を適切に組み合わせたシステムを構築し、互いのウィー
クポイントを補うことにより信頼性を向上させることが望ましい。
また、炉心の崩壊熱自体を駆動力とするタービン駆動給水ポンプ等は、IAEA の分類では静的機器と分類できるが、動的機器概念の特徴も持つ設備であり、いわば自律型機器と位置付けられるため、このような設備の組み合わせ方も重要である。

（参考）原子力学会「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」
調査専門委員会 平成 29 年 3 月
さらに、組み合わせ方法については、調査専門委員会の報告書では、以下のような考え方があげられている。


深層防護の各レベル別にアクティブ機器とパッシブ機器の役割を位置付ける考え方アクティブ機器のみで構成された安全系とパッシブ機器で構成された安全系それぞれが独立に深層防護の各段階に対応できる機能を備えるように設計する考え方

事象・事故発生からの時間経過別に、パッシブ機器とアクティブ機器の役割を位置付ける考え方

上記に加え、実設計においては、外部事象、特に地震に対する考慮が重要である。
一般にパッシブ系の冷却システムは、その特性上、大容量の水源を建屋の高所に設置することが多く、建屋躯体の耐震性への影響、地震による溢水等の影響を考慮する必要がある。このように建屋を含めたプラント全体として最適な組み合わせの検討をおこなうことが望ましい。
PWR の事故時における蒸気発生器（SG）2 次側冷却については、アクティブ、A-6パッシブ、自律型の 3 種類の機器が考えられる。それぞれの特徴について、表 A1.1-1 に示す。
表 A-1.1-1

SG2 次側冷却におけるパッシブ／アクティブ機器の例

アクティブ
機器

電動補助給水ポンプ

パッシブ
静的 SG 冷却装置

自律型
タービン動補助給水ポンプ

利点 ・高い駆動力により裕度 ・電源等の駆動源がなく ・高い駆動力により裕度を確を確保（配置の自由度）ても稼働可能・ヒューマンエラー低減

・試験可能

保（配置の自由度）
・電源がなくても稼働可能
・試験可能

欠点 ・電源（駆動源）が必要 ・高所設置による設計へ ・蒸気（駆動源）が必要の影響
・駆動力が小さく、設計裕度小以上より、パッシブ／アクティブの組み合わせについては、単一のシステムだけで評価するのではなく、深層防護全体で評価し、適切な組み合わせを考えることが重要であると考えられる。
なお、PWR では SG2 次側冷却機器として、アクティブ＋自律型を選択している。

A-7

（3） 次期軽水炉での深層防護の実装例（ 安全系の多重性強化）（4） 次期軽水炉での深層防護の実装例（ 安全系水源）

A-8

（5） 次期軽水炉での深層防護の実装例（安全系の独立性強化、恒設化）
国内の新規制基準へ完全に適合した新しい安全設計の採用、独立性強化、恒設化等により、世界最高水準の安全性、信頼性を実現している。

A-9

（6） 主な自然ハザードに関する属性を考慮した対応方針（例）
自然ハ
ザード
地震

属性を考慮した対応方針（例） 地震力に対して同じ設備でも応答や耐力にばらつきがあり、一律に損傷することはなくランダム性が存在することが考えられる。基準地震動を適切に設定し設計裕度を確保する。（耐力の特性）
 前震、本震、余震のように複数回発生することを前提に設計用の基準地震動を適切に設定する。（再来性）
 積雪のような継続性のある自然現象は重畳事象とし、耐震評価においては地震力との組み合わせ荷重を検討する。（重畳事象）
 地震から直接的な影響で発生する可能性がある津波、火災や溢水等を随伴事象として対応策を検討する。（随伴事象）
 発電所のみならず当該地域も含めて影響を受けていることを前提とし、発電所内で対策がクローズすることを前提とする。（被害の影響範囲の相違）

津波 津波警報等により、到来予想が可能であり、時間的余裕を考慮することができる。
時間的余裕により事前の停止等運用上の対応が可能である。（時間余裕）
 突然クリフエッジを迎える事象であることから、浸水・被水するか否かで機能喪失の有無が変わる。適切な設計津波高さを設定し、ドライサイト化や水密化等の多様な対策で原則浸水しないように設計する。（耐力の特性）
 津波の繰り返し来襲による影響を考慮し、津波防護設備等に対する荷重を検討する。（再来性） 余震や漂流物による荷重を重畳事象とし、津波防護施設に対する荷重を検討する。（重畳事象）
 発電所のみならず当該地域も含めて影響を受けていることを前提とし、発電所内で対策がクローズすることを前提とする。（被害の影響範囲の相違）

竜巻

 竜巻注意情報等の気象データから、ある程度到来予想が可能であり、時間的余裕を考慮することができる。時間的余裕により事前の停止、車両や資機材の整理・退避等運用上の対応が可能である。(時間余裕)
 ハザード評価時におけるデータ数が少なく、残存リスクを支配する低頻度領域ハ
ザードが確率分布の外挿部分（テール）に依拠する度合いが高い。その領域のハ
ザードの信頼性が低くなるため、発生し得ない規模を低頻度事象として評価してしまう可能性がある。（低頻度領域の扱い）
 安全施設は原則建屋内に設置し、設計竜巻荷重に対し構造安全性を維持、安全機
能を損なわないように設計する。
 竜巻によって発生する可能性がある火災や溢水等を随伴事象として対応策を検討する。（随伴事象）
 影響エリアが限定される。進行方向に指向性がある。建屋内の安全施設は区画分
離の上、分散配置を考える。（被害の影響範囲の相違）

A-10

1.2 想定を超える事象における可搬型設備の活用の例
次期軽水炉では、大規模損壊への対処として既設炉と同様に表 A-1.2-1 に示す可搬型設備を配備することとしている。
表 A-1.2-1

可搬型設備の例

可搬型設備（例）

配備の考え方 CV 破損や使用済燃料ピット内燃料の著しい損傷が発生

大容量ポンプ送水車

した場合の放射性物質の拡散防止を目的
 対象部位に応じ任意の場所での使用を可能とするため可搬型を志向
 ポンプへの燃料補給に使用する目的

タンクローリー ポンプが任意の場所に設置される場合への対応として可
搬型を志向

電源車

 ポンプの電源に使用する場合、ポンプが任意の場所に設置される可能性があるため電源も可搬型を志向

可搬式電源

 任意の場所からの給電を可能とするべく可搬型を志向

可搬型温度計測装置

 任意の配管等で計測を可能とするべく可搬型を志向

これら可搬型設備の有効活用の具体例を以下に示す。
a. 大容量ポンプ送水車
以下の防護レベル 4a・4b の各種機能に活用することが考えられる。
・炉心へのほう酸水注入機能（水源：燃料取替用水補助ピット）
・炉心への冷却材補給機能（水源：燃料取替用水補助ピット、海水）・蒸気発生器への給水機能（水源：海水）・CV スプレイ機能（水源：燃料取替用水補助ピット、海水）・CV 再循環ユニット通水機能（水源：海水）・CV 下部注水（溶融炉心冷却）機能（水源：燃料取替用水補助ピット、海水）b. タンクローリー
大容量ポンプ送水車への燃料補給だけでなく、非常用 DG（ディーゼル発電機）や空冷 DG への燃料補給に活用することが考えられる。
c. 電源車
大容量ポンプ送水車の電源として使用するだけでなく、任意の電源として幅広く活用することが考えられる。
d. 可搬式直流電源/可搬型温度計測装置
任意の場所で幅広く活用することができる。
A-11

以上、防護レベル 4a・4b の機能に大容量ポンプ等の可搬型設備が活用可能である
ことが確認でき、可搬型設備は設計上想定するシナリオの不確かさへの備えとして有効である。なお、参考までにこれら活用例を安全機能に対して整理した結果を表 A1.2-2 に示す。
表 A-1.2-2

可搬型設備の活用：安全機能に対する整理（注入・給水機能）

安全機能

緩和機能

対応
（恒設設備）

可搬型設備の活用

原子炉停止

反応度制御

ほう酸水注入大容量ポンプ等での注入が可能。ほう酸
水源は燃料取替用水補助ピット。

2 次系冷却

蒸気発生器への 大容量ポンプ等での注入が可能。水源は
給水
海水。

炉心冷却

フィード&ブリ
炉心注入
ード

大容量ポンプ等での注入が可能。水源は燃料取替用水補助ピット及び海水（再循環には期待しない）。

スプレイ

大容量ポンプ等での注入が可能。水源は燃料取替用水補助ピット及び海水（再循環には期待しない）。

自然対流冷却

大容量ポンプ等での海水取水による自然対流冷却の継続は可能。

注水

大容量ポンプ等での注水が可能。

ほう酸水注入大容量ポンプ等での注入が可能。ほう酸
水源は燃料取替用水補助ピット。

CV 冷却／減圧
閉じ込め

溶融炉心冷却A-12

2. 安全性向上に資する最新技術の反映の具体例
2.1 軽水炉に関係する技術開発の事例
国が支援した公益に資する技術開発プログラムとして実施された研究・開発案件の主なものを表 A-2.1-1 に示す。本リストは過去約 10 年間に実施された軽水炉（PWR）に関連する研究・開発案件を抽出している。プラント本体設備に関わる案件
だけではなく、周辺設備に関する案件、既設炉にも適用可能な案件も含まれる。

表 A-2.1-1

軽水炉（PWR）関連の技術開発項目リスト（2024 年 2 月現在）
完了（予定）
技術開発項目開始年月
年月

多目的利用を実現する軽水小型 PWR の開発（その 5；2023 年度）

2023 年 7 月

2024 年 3 月

多目的利用を実現する軽水小型 PWR の開発（その４；2022 年度）

2022 年 7 月

2023 年 2 月

多目的利用を実現する軽水小型 PWR の開発（2021 年度）

2021 年 7 月

2022 年 2 月

多目的利用を実現する軽水小型 PWR の開発（その 2）2020 年 8 月

2021 年 2 月

多目的利用を実現する軽水小型 PWR の開発

2019 年 10 月

2020 年 2 月

早期実用化に向けた PWR 向け事故耐性燃料被覆管の開発（その 5：照2023 年 7 月

2024 年 2 月

2022 年 7 月

2023 年 2 月

早期実用化に向けた PWR 向け事故耐性燃料被覆管の開発（その 3）

2021 年 7 月

2022 年 2 月

早期実用化に向けた PWR 向け事故耐性燃料被覆管の開発（その 2）2020 年 7 月

2021 年 2 月

早期実用化に向けた PWR 向け事故耐性燃料被覆管の開発（その 1）

2019 年 10 月

2020 年 2 月

事故耐性燃料（ATF）の開発（その 4）2018 年 9 月

2019 年 2 月

事故耐性燃料（ATF）の開発（その 3）2017 年 6 月

2018 年 2 月

事故耐性燃料（ATF）の開発（その 2）2016 年 6 月

2017 年 2 月

事故耐性燃料（ATF）の開発（その 1）2015 年 11 月

2016 年 3 月

ZDP-2 燃料 DNB 性能確証試験（Phase 1）

2017 年 3 月

2025 年 3 月

三菱燃料開発における DNB 試験設備の確保

2012 年 4 月

2014 年 3 月

先進建設工法の開発（2023 年度）

2023 年 6 月

2024 年 3 月

先進建設工法の開発（2022 年度）

2022 年 6 月

2023 年 3 月

先進建設工法の開発（2021 年度）

2021 年 7 月

2022 年 2 月

先進建設工法の開発

2020 年 7 月

2021 年 2 月

先進建設工法の開発

2019 年 9 月

2020 年 2 月

射影響評価及び解析モデル改良の継続）
早期実用化に向けた PWR 向け事故耐性燃料被覆管の開発（その 4：照射影響評価及び解析モデル改良）

A-13

完了（予定）技術開発項目

開始年月
年月

水素の乱流燃焼加速に関する CFD 解析モデルの調査及び水素挙動統合

2020 年 7 月

2021 年 3 月

2019 年 7 月

2020 年 3 月

2018 年 9 月

2019 年 3 月

2017 年 7 月

2018 年 3 月

水素の乱流燃焼加速に関する CFD 解析モデルの調査及び水素挙動統合 2016 年 12 月

2017 年 3 月

解析のための整備（その 5）
水素の乱流燃焼加速に関する CFD 解析モデルの調査及び水素挙動統合解析のための整備（その 4）
水素の乱流燃焼加速に関する CFD 解析モデルの調査及び水素挙動統合解析のための整備（その 3）
水素の乱流燃焼加速に関する CFD 解析モデルの調査及び水素挙動統合解析のための整備（その 2）

解析のための整備
2022 年 4 月

2023 年 3 月

PWR プラントにおける事故時二相流挙動に関する研究（2）2009 年 4 月

2012 年 3 月

次世代軽水炉開発

免震型プラントの開発

2011 年 4 月

2016 年 3 月

次世代軽水炉開発

自律安全系の開発

2011 年 4 月

2016 年 3 月

次世代軽水炉開発

高度化炉心の開発

2011 年 4 月

2017 年 3 月

次世代軽水炉開発

高性能蒸気発生器開発

2011 年 4 月

2017 年 3 月

使用済燃料プールの重大事故解析手法の高度化研究（その 3）2017 年 12 月

2018 年 2 月

使用済燃料プールの重大事故解析手法の高度化研究（2）2015 年 12 月

2016 年 3 月

使用済燃料プールの重大事故解析手法の高度化研究

2014 年 10 月

2015 年 3 月

溶融炉心冷却装置耐熱材の開発（その 2）2021 年 6 月

2022 年 2 月

溶融炉心冷却装置耐熱材の開発（その 1）

2020 年 8 月

2021 年 2 月

H31 年度シビアアクシデント時の溶融炉心冷却・MCCI 対策の信頼性向

2019 年 6 月

2020 年 3 月

2018 年 4 月

2019 年 3 月

シビアアクシデント時の溶融炉心冷却・MCCI 対策の信頼性向上に係る 2017 年 10 月

2018 年 3 月

小型モジュール炉の安全技術開発：二相自然循環熱移送システムに係る要素技術試験

上に係る技術開発
H30 年度シビアアクシデント時の溶融炉心冷却・MCCI 対策の信頼性向
上に係る技術開発

技術開発
高性能伝熱デバイスによる次世代プラント IVR 成立性に係る検討（そ2016 年 7 月

2017 年 3 月

2015 年 7 月

2016 年 3 月の 3）
高性能伝熱デバイスによる次世代プラント IVR 成立性に係る検討（そ
の 2）

A-14

完了（予定）技術開発項目

開始年月
年月

高性能伝熱デバイスによる次世代プラント IVR 成立性に係る検討（そ 2014 年 10 月

2015 年 3 月の 1）
構造物の繰返し複合荷重下における破壊挙動に関する研究

2012 年 4 月

2014 年 3 月

原子炉冷却系の主要機器の構造健全性評価技術の高度化

2023 年 7 月

2024 年 2 月

原子炉格納容器用高強度鋼板の開発・試作・性能確認（その 4）

2023 年 6 月

2024 年 2 月

原子炉格納容器用高強度鋼板の開発・試作・性能確認（その 3）

2022 年 5 月

2023 年 2 月

原子炉格納容器用高強度鋼板の開発・試作・性能確認（その 2）2021 年 5 月

2022 年 2 月

原子炉格納容器用高強度鋼板の開発・試作・性能確認（その 1）

2020 年 8 月

2021 年 2 月

原子力発電所の事故時における放射性物質の放出抑制策の開発（2023 年

2023 年 7 月

2024 年 2 月

2022 年 7 月

2023 年 2 月

2021 年 7 月

2022 年 2 月

2019 年 5 月

2020 年 3 月

2018 年 5 月

2019 年 3 月

2017 年 4 月

2018 年 3 月

2016 年 4 月

2017 年 3 月

原子力発電所の建屋材料、構造及び工法の高度化に向けた技術基盤整備 2015 年 12 月

2016 年 3 月

原子力機器への AM 材適用に向けた材料データベース構築（2023 年度） 2023 年 8 月

2024 年 3 月

原子力機器への AM 材適用に向けた材料データベース構築（2022 年度） 2022 年 8 月

2023 年 3 月

原子力機器への AM 材適用に向けた材料データベース構築（2021 年度） 2021 年 8 月

2022 年 2 月

2018 年 4 月

2019 年 3 月

2017 年 5 月

2018 年 3 月

2016 年 7 月

2017 年 3 月

度）
原子力発電所の事故時における放射性物質の放出抑制策の開発（2022 年度）
原子力発電所の事故時における放射性物質の放出抑制策の開発（2021 年度）
原子力発電所の建屋の材料、構造及び工法の高度化に向けた技術基盤整備（H31）
原子力発電所の建屋の材料、構造及び工法の高度化に向けた技術基盤整備（H30）
原子力発電所の建屋の材料、構造及び工法の高度化に向けた技術基盤整備（H29）
原子力発電所の建屋の材料、構造及び工法の高度化に向けた技術基盤整備（H28）

原子力プラントの機器製造技術高度化による信頼性向上に係る技術開発（H30 年度）
原子力プラントの機器製造技術高度化による信頼性向上に係る技術開発（H29 年度）
原子力プラントの機器製造技術高度化による信頼性向上に係る技術開発（H28 年度）

A-15

完了（予定）技術開発項目

開始年月
年月2016 年 1 月

2016 年 3 月

機械学習を用いた原子力発電プラント運転員支援技術開発

2020 年 8 月

2021 年 2 月

機械学習を用いた原子力発電プラント運転員支援技術開発

2019 年 10 月

2020 年 2 月

革新的軽水炉 炉内流動試験（下部プレナム流動試験）

2023 年 6 月

2024 年 2 月

革新的軽水炉 炉内流動試験（下部プレナム流動試験）（その 1）

2022 年 4 月

2023 年 3 月

苛酷事故用計装システムの開発

2011 年 12 月

2015 年 3 月

新型耐環境伝送器

隔測型伝送器の開発

2022 年 10 月

2024 年 5 月

新型耐環境伝送器

確性試験に関する研究

2022 年 10 月

2024 年 3 月

2021 年 9 月

2022 年 3 月

一般産業用工業品の採用における安全性・信頼性を確保する手法の整備 2020 年 10 月

2021 年 3 月

原子力プラントの機器製造技術高度化による信頼性向上に係る技術開発（H27 年度）

一般産業用工業品の採用における安全性・信頼性を確保する手法の整備（一般産業用工業品の採用プロセスの検討）（2021 年度）（一般産業用工業品の調達プロセスの検討）
安全性向上等に資する革新的な原子力イノベーション事業 小型炉 CV

2022 年 4 月

2023 年 3 月

2019 年 10 月

2020 年 9 月

カーボンフリー水素製造技術のフィージビリティスタディー

2022 年 4 月

2023 年 3 月

RCP シール漏えい防止対策技術の開発（確証試験その 2）2020 年 4 月

2021 年 3 月

RCP シール漏えい防止対策技術の開発（確証試験その 1）

2019 年 6 月

2020 年 3 月

RCP シール漏えい防止対策技術の開発（構造設計の確定/要素試験）

2018 年 4 月

2019 年 3 月

RCP シール漏えい防止対策技術の開発（開発仕様/構造検討）2017 年 10 月

2018 年 3 月

Mo-99 製造プロセスの軽水炉（PWR）への適用性検討（その 3）

2022 年 6 月

2023 年 3 月

Mo-99 製造プロセスの軽水炉（PWR）への適用性検討（その 2）2021 年 6 月

2022 年 2 月

Mo-99 製造プロセスの軽水炉（PWR）への適用性検討

2020 年 12 月

2021 年 3 月

CRDM 磁極材の開発・試作・性能確認

2022 年 6 月

2023 年 2 月

CRDM 磁極材の開発・試作・性能確認

2021 年 6 月

2022 年 2 月

CRDM 磁極材の開発・試作・性能確認

2020 年 8 月

2021 年 2 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画策定（その 8）2020 年 4 月

2021 年 9 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画策定（その 7）2019 年 4 月

2020 年 8 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画策定（その 6）2018 年 4 月

2019 年 8 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画策定（その 5）2017 年 4 月

2018 年 9 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画策定（その 4）2016 年 4 月

2017 年 9 月

外壁冷却除熱特性把握要素試験
レーザガウジング除染工法

可搬型案内機構に関する研究

A-16

完了（予定）技術開発項目

開始年月
年月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画の策定（その 3）2015 年 4 月

2016 年 9 月⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画の策定（その 2）2014 年 4 月

2015 年 12 月

⑪発電用原子炉等事故対応関連技術の全体計画の策定（その 1）

2013 年 7 月

2014 年 9 月

3 次元 FEM 解析による主要機器の強度評価プロセス高度化

2022 年 5 月

2023 年 3 月

3D 造形による燃料及び ICC の製造技術の開発

2023 年 8 月

2024 年 2 月

3D 造形技術による原子力機器製造（2023 年度）

2023 年 6 月

2024 年 6 月

3D 造形技術による原子力機器製造（2022 年度）

2022 年 5 月

2023 年 2 月

3D 造形技術による原子力機器製造（2021 年度）

2021 年 7 月

2022 年 2 月

先進機器製造技術の開発（3D 造形技術による原子力機器製造）（20202020 年 8 月

2021 年 2 月

先進機器製造技術の開発（3D 造形技術による原子力機器製造）（2019 2019 年 10 月

2020 年 2 月

年度）

年度）
プラント自動巡回防爆ロボット（石油ガス分野マジョリティ向け第 2 世

2019 年 4 月

2021 年 2 月

2018 年 9 月

2019 年 2 月

陸上移動ロボットの防爆性能評価手法等の研究開発（その 2/2）

2017 年 4 月

2018 年 3 月「ロボット性能評価手法等の研究開発」における「陸上移動ロボットの2016 年 8 月

2017 年 3 月

防爆ドローンの開発

2020 年 9 月

2021 年 3 月

防爆移動ロボット(石油化学分野イノベータ向け第 1 世代機)の開発

2018 年 4 月

2019 年 5 月

重量物運搬作業を効率化する全身装着型ロボットの開発

2016 年 9 月

2017 年 3 月

原子力災害時支援用パワーアシストスーツの開発（その 1）

2012 年 12 月

2013 年 3 月「災害対応のための消防ロボットの研究開発」(4/5)(5/5)

2017 年 5 月

2019 年 3 月「災害対応のための消防ロボットの研究開発」(3/5)

2016 年 5 月

2017 年 3 月「災害対応のための消防ロボットの研究開発」(2/5)

2015 年 6 月

2016 年 3 月

災害対応のための消防ロボットの研究開発

2014 年 7 月

2015 年 3 月「インフラ維持管理更新等の社会課題対応システム開発プロジェクト」 2017 年 4 月

2018 年 3 月

代機）の開発「ニーズ・シーズ調査」における「陸上移動型防爆巡回ロボットによる操業効率化に関する調査」

防爆性能評価手法等の研究開発（その 1/2）」

トンネル災害調査用「引火性ガス雰囲気内探査ロボットの研究開発（その 4/4）」「インフラ維持管理更新等の社会課題対応システム開発プロジェクト」 2016 年 4 月
トンネル災害調査用「引火性ガス雰囲気内探査ロボットの研究開発（その 3/4）」

A-17

2017 年 3 月

完了（予定）技術開発項目

開始年月
年月「インフラ維持管理更新等の社会課題対応システム開発プロジェクト」 2015 年 4 月

2016 年 3 月

トンネル災害調査用「引火性ガス雰囲気内探査ロボットの研究開発（その 2/4）」「インフラ維持管理更新等の社会課題対応システム開発プロジェクト」 2014 年 7 月
トンネル災害調査用「引火性ガス雰囲気内探査ロボットの研究開発（その 1/4）」

A-18

2015 年 3 月

2.2 次期軽水炉に実装する主な技術
前節にて示した軽水炉に関連する技術開発項目の内、概ね開発が完了し、比較的早期に実機適用が可能な項目を抽出して、次期軽水炉の安全性向上に資する技術開発について実装を検討している。その具体例を以下に示す。

1

2

3

4

5

6

7

8

項目

目的・効果

１次冷却材ポンプの耐高温/高圧下での長時間の耐久性を有することでSBO*1 シール

LOCA 発生防止に寄与

ドライ型コアキャッチ

溶融炉心を拡散して冷却することにより、溶融炉心冷ャ

却に係る不確かさを低減

事故時耐性燃料被覆管事故発生時においても水蒸気とジルコニウム反応によ（開発中）

る脆化や水素発生を抑制

ハイブリッド型高張力

高強度鋼板による耐圧・耐漏えい機能を強化し閉じ込

鋼製格納容器め機能の信頼性を向上

燃料取替用水ピットの

安全系水源を格納容器内とすることで再循環切替失敗

格納容器内設置を防止することで安全性向上に寄与

高性能蓄圧タンク低圧注入系の役割を蓄圧注入系に統合することでシス
テム構成の簡素化を図り信頼性を向上

新設計／安全解析コー

解析精度を向上させ不確かさを低減、設計及び安全評

ドの適用

価の信頼性を向上

苛酷事故用計装システ

苛酷事故時の格納容器内環境においても計測可能な

ムの開発

CV 圧力計、CV 水位計、水素濃度計を開発し、状況把握時の信頼性を向上*1：Station Black Out；全交流動力電源喪失
各項目の詳細については以下に示す。
（1） 1 次冷却材ポンプの耐 SBO シール（シャットダウンシール）•

高温/高圧条件下でも長時間の耐久性を有することで、LOCA 発生防止に寄与し更なる安全性向上を実現。

•

安定な運転実績を有する 3 段シール（耐熱 O リング）に加え、SBO 時に高温/高圧条件下に晒された時のみ作動するシャットダウンシールを採用した機構。
A-19

（主な技術開発要素）• シャットダウンシール開発• 安全性向上の観点から、重大事事故時の事象の進展を抑制又は防止する 1 次
冷却材ポンプ（RCP）シール機構の開発、重大事故時の RCP シール破損による漏洩を防止可能な機構の開発・実証。
（2） ドライ型コアキャッチャ（溶融炉心冷却対策）•

専用設備（コアキャッチャ）を RV 下方に設置する溶融炉心冷却対策。コアキャ
ッチャに溶融炉心を拡散して冷却することから、溶融炉心冷却に係る不確かさを低減し、CV 内部コンクリートの MCCI は発生させず、また溶融炉心を水中に放出しないため、炉外での水蒸気爆発の発生リスクを大きく抑制できる。

•

RV 破損前に溶融炉心を冷却するための早期の水張が不要であり、かつ、溶融炉
心を拡げることで冷却性の向上が可能。
（主な技術開発要素）• 犠牲材コンクリート開発
安全性向上の観点から、シビアアクシデント時における溶融炉心の冷却、及び格納容器のメルトスルー発生防止策の技術開発、溶融炉心の冷却性を高める低粘性化材の開発。

（3） 事故耐性燃料被覆管（開発中）•

Cr コーティング被覆管。万一の事故発生時においても水蒸気とジルコニウム反応による脆化や水素発生を抑制する。
（主な技術開発要素）• 事故耐性燃料開発
安全性向上の観点から、事故時の事象の進展を抑制または緩和する事故耐性の高い燃料の開発、事故時における水素発生量の低減による事故耐性や通常運転時の耐摩耗性、耐食性の向上。

（4） ハイブリッド型高張力鋼製格納容器（HHCV）•

高強度鋼板を用いることで、耐圧、耐漏えい機能を強化し、閉じ込め機能の信頼性を向上させている。
（主な技術開発要素）• 鋼製格納容器（SCV）鋼板への高張力鋼の採用• 基礎定着構造の変更（5） 燃料取替用水ピットの格納容器内設置（IRWSP）
A-20

•

安全系水源を CV 内設置とすることでプラントの安全性向上に寄与（再循環切替
失敗の防止）。
（主な技術開発要素）• LOCA 時の早期デブリ炉内侵入防止対策（6） 高性能蓄圧タンク•

低圧注入系の役割を蓄圧注入系に統合する事でシステム構成の簡素化を実現し、システムの信頼性が向上。

•

うず巻きダンパによるパッシブな流量切替（主な技術開発要素）• パッシブな流量切替を実現するうず巻きダンパ• 事故シナリオを考慮したタンク容量、流量切替タイミング、大流量、小流量の最適化。

（7） 新設計／安全解析コードの適用•

最新技術や最新知見を取り込んだ解析コードを適用する事で解析精度を向上させ、不確かさを低減。設計及び安全評価の信頼性が向上。
（主な技術開発要素）• 計算機能力の向上にあわせて 3 次元モデルを導入することにより、物理現象をより精緻に評価。（炉心過渡応答解析）• 従来は境界条件を与えて別々に計算していたが、核-熱結合モデルを導入して同時計算することで保守性を適正化。（プラント過渡応答解析）• 燃料の高燃焼度データを拡充し、予測精度を高める。（燃料棒解析）（8） 苛酷事故用計装システムの開発•

SA 時の CV 内の状況（圧力、温度、水素濃度）を信頼性高く計測することにより、事故対応能力が向上。
（主な技術開発要素）• SA 時に監視が必要となるパラメータを抽出し、SA 時に想定される環境条件
下（高温、高圧、高放射線）でも計測可能な計器を開発。

A-21

3. 性能目標（設計目標）に対する評価と考察
3.1 バランスの良い深層防護の実装の評価
次期軽水炉に対する安全性向上対策の設計については、事故発生・進展のシナリオの想定には Unknown unknowns が存在するということを念頭に、SA 発生は所与のものとし、事故の結果として起こると予想される炉心損傷、格納容器破損などのプラント状態に対してそれぞれ防護レベルを設定する。
それぞれの防護レベルに適切な厚さ（防護性能）を確保し、特定の防護レベルに防護性能が偏らないように設計段階から各防護レベルに適切に対策をアレンジする。
また、各防護レベルの対策の信頼性、防護レベル間の対策の有効性を確保するために、信頼性の高い方法・設備の適用（恒設での対応）、多重性、多様性、独立性を考慮するものとする。
次期軽水炉における安全対策の設計方針の例を表 A-3.1-1 に示す。

A-22

表 A-3.1-1

次期軽水炉における安全対策の設計方針の例

対策分類（*1）

対象となる深層防護レ
ベル

安全対策

外
部
ハ
ザ
ー
ド
へ
の
耐
性

多
重
性

多
様
性

独
立
性

〇

○

○

○

次期軽水炉の
柔
軟
性

1

2

3

4a

4b

〇

〇

〇

〇

〇

○

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

○

〇

〇

〇

〇

〇

〇

1

耐震・耐津波性能

2電源の信頼性〇〇〇3

火災に対する
考慮

○

○

○

4

自然現象に対する考慮

5

内部溢水に対
する考慮

○

6

安全系設備
（DBA 対策）

〇

○

〇

○

○

○

〇

○

○

○

〇

○

〇

〇

〇

〇

〇

○

〇

〇

〇

〇

〇

〇
〇

炉心損傷防止7（SFP 内燃料損
傷防止含む）

8

格納容器破損防止

9

意図的な航空機衝突対策

10

最新技術の反映○〇〇設計方針（例）

耐性強化の観点から設定した地震動や津波高さに対する抜本的な対策
トレン間及び防護レベル間の独立性強化、恒設設備での対応を基本としてレベル間の独立性等を確保
独立性強化の観点から区画分離を徹底や検知機能の多様化
等
外部ハザードに対する耐性強化の観点から、設定した火山、竜巻、森林火災に対する抜本的な対策等
独立性強化の観点から抜本的対策等
外部事象起因の共通要因機能喪失も想定し、多重性や多様性、独立性を確保
位置的分散配置等の系統構
成・配置の工夫、恒設設備での対応を基本としてレベル間の独立性等を確保
位置的分散配置等の系統構
成・配置の工夫、恒設設備での対応を基本としてレベル間の独立性等を確保
建屋頑健化、分散配置・区画分
離の徹底等により、CV・燃料取替エリア等の耐性を強化、設備の独立性を確保
実装可能な安全性向上に資する技術の採用（*2）*1：多重性又は多様性及び独立性については、同一の深層防護レベル内だけでなく、レベル間について有している場合も該当としている。
*2：次期軽水炉に実装する技術の例：１次冷却材ポンプの耐 SBO シール、ドライ型コアキャッ
チャ、燃料取替用水ピットの格納容器内設置、高性能蓄圧タンク

A-23

各深層防護レベルの安全対策がバランス良く講じられ、あるレベルの防護策に過度に依存させないことが重要であり、各深層防護レベルのバランスを示すためには PRAの活用が有効である。ここで各深層防護レベルを突破される頻度は以下の指標で示すことが可能である。
・深層防護レベル 4a ： CDF（炉心損傷頻度）
・深層防護レベル 4b ： CFF-2（管理放出機能喪失頻度）
次期軽水炉の設計方針に基づいた、設計評価のスパイラルアプローチにおける初期段階での内的事象の PRA 結果（暫定値）を以下に示す。

10-6
約 1/10

10-7
10-8
10-9

次期軽水炉の内的事象の PRA 結果（暫定値）
PRA 結果（暫定値）によると、CDF は十分低い値であり、かつ CFF-2 は CDF に対して概ね 1/10 程度となっている。したがって「絶対値として CDF を低い値に設定しても、条件付き確率として一定の防護性能を確保して CFF-2 を設定する。」との次期軽水炉の設計目標の設定の考え方に整合しており、バランスの良い防護性能を達成できていると評価できる。
今後、PRA の不確実さを認識した上で、PRA 以外の様々な情報も考慮して、スパ
イラルアプローチを継続してより安全でより合理的な設計の最適化を図っていくものとする。
以上は内的事象 PRA 評価からの考察であるが、外的事象を考慮しても、以下のとおり、深層防護の実装のバランスは維持できると考えられる。
地震、津波、内部火災、内部溢水等の外的事象に対しては、深層防護レベル毎に対策するようなものではなく、プラント全体としての耐性を強化するものである（建屋
耐震化、ドライサイト化、区画分離の徹底など）。これらの対策は、レベル 4a、4b も含めたリスクを全体的に低減するものである。
また、地震や津波等の外的事象を起因とした事象に対しては、今後、サイト条件な
どの様々な情報を取り込んで設計にフィードバックし、対策設備毎に設計のマージン
A-24

を確保して、外的事象に対しても各種対策設備が有効となるようにしていく。したがって、外的事象に対する各レベルのリスクも段階的に低減できると考えられる。
3.2 既設炉に対する優位性について
次期軽水炉で採用する主要な設計コンセプトを既設炉と比較して下表に示す。また、あわせて CDF、CFF-2 の評価結果の比較を次頁に示す。
主要な設計コンセプト
安全系構成（レベル 2,3）
DBA
設備

安全系水源

既設炉
2 系列

次期軽水炉の設計例
3 系列（区画分離）CV 外設置

CV 内設置（水源切替要）（水源切替不要）

蓄圧注入系

従来型蓄圧タンク

高性能蓄圧タンク（レベル 3,4a）（パッシブ注入）（パッシブ注入・流量切替）（燃料取替用水）（レベル 3,4a）

炉心冷却（レベル 4a）
CV 冷却／減圧（CV スプレイ）SA（レベル 4b）

設備

CV 冷却／減圧

代替炉心注水ポンプ
代替注水ポンプ（4a/4b 分離）

または
代替注水ポンプ（可搬型）

代替スプレイポンプ（いずれも 4a/4b 兼用）（4a/4b 分離）

大容量ポンプ

再循環ユニット注水ポンプ（可搬型）

別置き海水ポンプ（再循環ユニット注水）（レベル 4b）
溶融炉心冷却（レベル 4b）
特重設備

ドライキャビティ方式
ウェットキャビティ方式（パッシブ注水）

炉心冷却

溶融炉心冷却ポンプ

CV 冷却／減圧CV スプレイポンプ
フィルタベントA-25

SA 設備（4b）と統合

10-6
10-7
10-8
10-9
基本コンセプト

基本コンセプト導入検討中

次期軽水炉（暫定値）

既設炉

内的事象の PRA 結果*1：既設炉の CDF は高浜 3 号機の値（高浜 3 号機 第 1 回安全性向上評価届出書（2018 年
1 月 10 日届出）より）。また、既設炉の CFF-2 は高浜 3 号機 第 3 回安全性向上評
価届出書（2021 年 10 月 6 日届出）に記載の特重施設を考慮した評価結果を用いた推定値。
*2：可搬型設備に期待しない評価結果
次期軽水炉は安全系の系列数の変更による信頼性向上、及び CV 内設置水源の採用による水源切替失敗の考慮不要等により、既設炉に比べて CDF の低減を実現できている。
また、次期軽水炉では CDF が低減されたことに加え、レベル 4a 設備と 4b 設備との独立性を高め、恒設の専用ポンプを適用することで、管理放出機能に頼ることなく既設炉に比べて CFF-2 の低減も実現できている。
なお、次期軽水炉の左側の CFF-2 は基本コンセプトに基づいた評価結果であり、右側の CFF-2 は将来の不確かさに対応するため現在導入を検討している設備にも期待した場合の評価結果である。

A-26

4．経済性向上
4.1 次期軽水炉の工期短縮の具体例
次期軽水炉のブロック化・モジュール化工法（PWR の例）
A) 格納容器基礎のモジュール化
格納容器基礎の鉄筋と SC ブロックの基礎部をモジュール化し、大型クレーン（600ton 級）により設置位置へ搭載することでクリティカル工程の短縮を図る。
（期待効果：約 2 ヶ月）【イメージ図】

B) 格納容器円筒部・半球部ブロック化
現地の地組場で円筒部・半球部のブロックを組立て、大型クレーン（600ton
級）により一体で設置位置に吊り込む。（期待効果：約 3 ヶ月）【イメージ図】

A-27C) 格納容器内インナーコンクリートの SC 化
インナーコンクリートを鉄筋コンクリート構造（RC 構造）から鋼板コンクリート構造（SC 構造）にすることにより型枠工事を削減して工程短縮を図る。範
囲は従来のオペレーションフロア以上より拡げ格納容器内全体のインナーコン
クリートを SC ブロック化する。（期待効果：約 5 ヶ月）【イメージ図】

A-28D) 主要機器（重機器）の先入れ（青空搬入）
格納容器の組立途中（半球部の搭載前）に主要機器を上部より大型クレーン（600ton 級）で先入れ搬入することにより格納容器の仮開口を廃止する。それにより仮開口の閉止等関連する後工事を削除する。（期待効果：約 2 ヶ月）【イメージ図】

E) 主蒸気管室モジュール
工場にて主蒸気管を組み入れた主蒸気管室のモジュールを製作し現地で大型クレーンにより一体で搬入・据付する。（期待効果：約 2 ヶ月）【イメージ図】

A-29

4.2 次期軽水炉の設備利用率向上に係る具体例
表 A-4.2-1

サイクル長による運転コストの比較（試算の例）*1
運転コスト*2サイクル長（代替電源費、定検費、燃料費）
13 ヵ月

100

15 ヵ月

95

18 ヵ月

89

20 ヵ月
89*3
*1：最高燃焼度 62GWd/t の集合体を想定*2：13 ヵ月を 100 とした時の相対値*3：20 ヵ月を超えると取替新燃料体数の増加に伴い、1 サイクル燃焼で取り出される燃料が発生することで取出し燃焼度が低下し、結果として使用済み燃料体数が増加

表 A-4.2-2

工程短縮に寄与する主な工法・工具

作業区分①RV 開放/復旧

適用工具・工法
パーマネントキャビティシール
RV コンクリートプラグの廃止
制御棒駆動軸複数取扱工具（一括取扱工具）
熱電対足場兼 RV 上蓋保温材
スタッドボルト穴清掃装置
1 次冷却系（RCS）真空ベンティング装置②燃料取出/装荷

燃料取扱設備の高速化
燃料取扱設備の自動化③SG 渦電流探傷検査（ECT）

マンホールボルトテンショニング装置
50％-ECT/1 定検
Hot/Cold 同時探傷
全 SG 並行作業
新型 SG-ECT 装置④各種ポンプ一式ローテーション
ローターローテーション
インターナルローテーション

A-30

原子炉
本体

①原子炉容器復旧
１次系漏えい検査

発電停止①原子炉容器開放

発電開始
起動準備

②燃料装荷

②燃料取出

調整運転

1 次冷却

④１次系弁・ポンプ点検

系統③蒸気発生器伝熱管渦電流探傷検査

原子炉
格納容

原子炉格納容器開放
原子炉格納容器機器点検

原子炉格納容器復旧
漏えい率検査器

図 A-4.2-1

原子炉
本体

PWR の定期検査工程（参考）①原子炉容器復旧
１次系漏えい検査

発電停止①原子炉容器開放
②燃料取出

発電開始
起動準備

②燃料装荷
調整運転

1 次冷却

④１次系弁・ポンプ点検

系統③蒸気発生器伝熱管渦電流探傷検査

原子炉
格納容
器

原子炉格納容器開放
原子炉格納容器機器点検図 A-4.2-2

原子炉格納容器復旧
漏えい率検査定期検査工程短縮のイメージ（図 A-4.2-1 との比較）

A-31

4.3 経年劣化対策の具体例（1）配管の減肉
配管の内面で、腐食による酸化被膜の形成（コロージョン）と、水流等による浸食（エロージョン）が相互作用することで、配管が減肉する現象である。
対策として、配管材に低合金鋼またはステンレス鋼を使用することや、PWR の 2次系冷却水を高 pH 化することなどの耐食性向上策や、配管レイアウトの適正化による流動因子の影響緩和などがある。
（2）応力腐食割れ（SCC）
材料が腐食環境下で通常の破壊応力より低い応力でひび割れを生じる現象であり、材料、環境、応力の 3 因子により発生する。発生抑制は、3 因子の重畳から 1
つ以上の因子を除去するもしくは因子の影響を低減することが基本とされる。
対策として、耐 SCC 材の採用、構造不連続部の形状変更や溶接線数の低減、溶接施工法の改良、冷却材の化学成分の微調整などがある。
（3）中性子照射脆化
金属材料の粘り強さが、中性子照射による原子のはじき出しに起因して低下する現象である。原子炉圧力容器の場合、はじき出しが材料中の不純物元素や添加元素の凝集を促進させることにより、破壊靭性が低下する。
対策として、鋼材中の不純物を低減すること、脆化傾向を踏まえてプラント起動・停止時の温度や圧力の管理値を調整できるように監視試験片を予め炉内に装荷することがある。
（4）疲労割れ
材料にくり返し応力がかかることにより割れを起こす現象である。軽水炉では、プラント起動・停止等の温度や圧力の変化によるゆっくりとした応力の変動により、大型容器や支持構造物における疲労割れを想定する。
対策として、設計段階において保守側に設定した設計過渡条件を用いた疲労評価を実施し、運転期間中に疲労損傷が発生しないように設計する。
（5）絶縁材料の劣化
発電機や変圧器、ケーブルなどで絶縁物として使用されている高分子材料などが、熱や放射線などを受けて時間の経過とともに変質する現象である。安全上重要な機器においては、現状の絶縁性能に問題がないことに加え、事故時の環境を想定した基準を満たすことも要求される。
A-32

対策として、通常運転時及び事故時に局所的に厳しい環境条件が生じないように
レイアウト上の配慮をすることに加え、定期的に絶縁性能を確認し必要に応じて取替えができる設計とする。
（6）コンクリートの劣化
コンクリートのセメントペーストまたは骨材にひび割れが生じることで、圧縮強度とヤング率が低下する現象である。セメント中の水酸化カルシウムが空中の二酸
化炭素と反応（中性化）すること、中性子照射や化学反応によって骨材が膨張することが原因である。
対策として、塗膜と空調によってコンクリートの水分と化学状態を制御すること、膨張しにくい岩石を骨材に選定することがある。
以上のような知見を反映し、高経年化マネジメントが実施しやすい設計とすることが重要である。

A-33

4.4 長期運転に備えたプラント設計の例



保守・保全経験に基づく保守性に優れたプラント設計

3D-CAD 等を活用した最適設計



運転、保守を考慮した配置の最適化

保守スペースの考慮

A-34

5．政策的課題を含むその他の課題への対応
5.1 負荷追従性能向上の例
5.1.1 日負荷追従性能の向上策（1）日負荷追従運転の概要
日負荷追従運転とは、1 日単位の電力需要や再生可能エネルギーの供給力の変化にあわせて、出力調整を行うことである。既設プラントにおいて原子力はベー
スロード電源として位置づけられているため、負荷追従運転の能力はあるものの
日負荷追従運転は実施していない。次期軽水炉においては、将来の再生可能エネ
ルギーの供給力の増大や電力需要の変化に柔軟に対応できるように、日負荷追従性能を向上させることが重要である。

電力

日負荷追従運転
電力需要

太陽光発電

原子力発電

火力発電

時刻

図 A-5.1-1

日負荷追従運転の例（2）日負荷追従運転中の制御棒による調整能力の向上策
既設炉の出力調整は「制御棒駆動」と「ほう素濃度調整」の組み合わせにより実現される。制御棒駆動時には軸方向出力分布が大きく変動するが、安全上の観点から軸方向出力分布が許容幅を逸脱することはできない。制御棒駆動ができな
い場合には、不足する反応度をほう素濃度調整（濃縮／希釈）により、補填するが、ほう素濃度調整による出力調整は遅いため、早い出力変動への対応を可能とするには、出力調整をできる限り制御棒のみで対応可能とする必要があり、以下のような対策が有効である。

A-35

① 1 次冷却材基準温度の改良
既炉設では、1 次冷却材基準温度は、タービン出力に比例するようプログラムされているが、次期軽水炉では 1 次冷却材基準温度の設定を定格出力から部分出力で一定とすることが考えられる。

一定
１
次
冷
却
材
温
度

比例
次期軽水炉

（℃）

既設炉
タービン出力（％）

図 A-5.1-2

1 次冷却材基準温度の改良の例

既設炉では制御棒により補償すべき反応度は“出力変動に必要な反応度”＋“1 次冷却材温度変動に伴う減速材フィードバックを打ち消すための反応度”である。これに対して、次期軽水炉では、1 次冷却材基準温度が一定である出力範囲では制御棒により補償すべき反応度は、“出力変動に必要な反応度”のみとなり、制御棒駆動量を低減できる。これにより、次期軽水炉では、軸方向出力分布の変動が抑制されることにより、ほう素濃度調整への依存度が低減され、制御棒による対応への依存度を上げることが可能となる。
② 制御棒駆動方式の改良
既設炉では定められたオーバーラップシーケンスに基づき制御棒を駆動しているが、次期軽水炉では、制御要求信号で駆動させる制御棒を制御棒位置及
び軸方向出力分布の大きさにより選択し、自動で出力を制御する場合に各制御
バンクが単独で駆動し、駆動間隔も調整できるよう改良する。

A-36

制御棒駆動方式の改良の例
図 A-5.1-3

制御棒駆動方式の改良の例

これにより、次期軽水炉では制御棒駆動時の軸方向出力分布の変動が抑制されることになり、ほう素濃度調整への依存度が低減され、制御棒による対応への依存度が上がる。
③ 制御棒構成の改良
先頭バンク駆動時の軸方向出力分布の変動が大きいことから、次期軽水炉では先頭バンクの体数を削減することにより、先頭バンク駆動時の軸方向出力分
布の変動が抑制されるため、ほう素濃度調整への依存度が低減され、制御棒による対応への依存度が上がる。

先頭バンク（D バンク） C バンク
体数削減（8 体→4 体）

図 A-5.1-4

制御棒構成の見直し（体数削減）の例

A-37

（参考）海外事例
海外では先頭バンクの制御棒をグレイロッド（中性子吸収効果を低減させた制御棒）とすることで、先頭バンク駆動時の軸方向出力分布の変動を抑制し、ほう素濃度調整への依存度を低減している例もある。

グレイロッド（先頭バンク）

図 A-5.1-5

海外におけるグレイロッド採用の例

以上のような対策から、次期軽水炉では日負荷追従運転の目標性能に見合うよ
うに採用する対策を選定して適切に組み合わせることで、既設炉よりも日負荷追従性能の向上を図ることが可能となる。
表 A-5.1-1

日負荷追従性能向上の例

適用技術
ケース 1
ケース 2

ソフト対応主体の技術（①＋②）
ハード対応も含めた技術（①＋②＋③）

既設 PWR（参考）（基本性能）

日負荷追従性能
出力変化幅
出力変化率70％（100～30％）

3％/分

70％（100～30％）

5％/分

50％（100～50％）

0.8％/分（3）日負荷追従運転中の運転員負担の低減策
既設炉では日負荷追従運転時に動作する制御系の一部が自動化されていない
ため、頻繁な日負荷追従運転を実施する場合、運転員の負担が大きくなる。また、
日負荷追従運転時のプラントの監視に際しては、炉心監視や機器疲労監視の観点
で基底負荷運転時とは異なり特別な配慮が必要となる。
次期軽水炉においては、これらに対応するために以下のような対策を採用する
ことで、日負荷追従運転中の運転員の負担低減が可能となる。
① 手動操作の自動化
A-38

日負荷追従運転時に動作する以下の制御機能を自動化することで、運転員の負担軽減が期待される。
・ほう素濃度制御
・定格熱出力復帰操作② 運転支援システムの設置
日負荷追従運転時のプラント監視に際しては、炉心監視や機器疲労監視の観点で定格出力一定運転時とは異なり、特別な配慮が必要となるため、支援シス
テムの設置により運転員の負担軽減が期待される。
・炉心監視装置（キセノンの蓄積や振動の状況や安全余裕の確認等）
・機器疲労監視装置（制御棒駆動装置（CRDM）等の疲労が蓄積する主機の健全性確認）③ 統合出力制御システム
中央給電指令所からの出力指令への対応を強化するためのシステムを設置（参考）海外の事例
欧州においては、日負荷追従運転時の運転員の負荷軽減策として以下の自動化対策等が採用されているプラントがある。
・ΔI（上部出力－下部出力）と制御棒位置に基づいて、ほう素濃度を自動制御する自動ほう素濃度制御装置
・炉心出力分布などから、最適なΔI 及びほう素濃度の調整を計算するコンピュ
ータ支援出力制御装置
・RCS の圧力・温度・加圧器水位から RCS の保有水量（質量）を求め、この他のタンクの水位および補給・排出量から RCS の漏えいを監視する RCS 漏えい
監視装置
・出力領域の検出器を上下 6 分割とし、DNBR*監視の容易化、ΔI の制限値緩和
を可能とするマルチセッション炉外核計装（NIS）*：Departure from Nucleate Boiling Ratio（4）日負荷追従運転中の運転余裕の拡大策
次期軽水炉においては日負荷追従運転性能のさらなる向上を目指して、運転余裕の拡大に着目した対策の導入も可能である。
日負荷追従運転時は出力変動に伴い、炉心関連パラメータが大きく変動する。
これらのパラメータは制限値を逸脱しないよう監視・管理される必要がある。但し、既設炉における制限値は定格出力一定運転を前提としたものであり、日負荷
A-39

追従運転に伴うパラメータの変動を吸収するには裕度が小さい。炉心関連パラメータの変動を制限値内に抑制すると、日負荷追従運転時の出力変化幅等が制限される。次期軽水炉においては、これに対応し運転余裕を拡大し、日負荷追従運転性能の向上させるために、以下のような対策が有効である。
① 運転制限値の適正化
既設炉におけるΔI（上部出力－下部出力）の制限幅は定格出力一定運転を前提に設定されたものであり、日負荷追従運転を実施する場合には、出力変動に伴い、ΔI 制限値に対する余裕が小さくなり、制御棒による出力制御の範囲が限定される。このため、ほう素濃度調整により出力を制御することになるが、ほう素濃度調整による出力調整は時間が掛かるため、速い出力変動には対応できない。
ここでΔI 制限値には正側と負側があり、正側のΔI 制限値は、冷却材温度の高い炉心上部での出力ピークを制限することで炉心上部での DNB 発生を抑制するため必要な制限であり、次期軽水炉においても既設炉と同等の制限値とするが、負側のΔI 制限値については、炉心下部の冷却材温度が比較的低いことから、DNB 発生防止の観点でのΔI 制限に対して十分な裕度を有しており、見直しの余地がある。したがって、下図のようなΔI の負側の制限幅を拡大した条件で安全評価を行い安全上の問題（例：原子炉トリップ時の反応度添加速度の変化による影響）が無い事を確認した上で、これを通常運転時の制限として適用することにより、日負荷追従運転時の制御棒による出力制御が継続可能となり、速い出力変動に対しても制御棒による対応が可能となる。

既設炉にお
ける制限幅

原子炉出力(%)

次期軽水炉における制限幅
既設炉：炉心基準値±5％
次期軽水炉（数値は暫定値）

炉心基準値

・正側

炉心基準値＋5％（既設炉と同じ）

・負側

炉心基準値－5％（定格出力）
炉心基準値－10％（部分出力）

ΔI（上部出力－下部出力）(%)
図 A-5.1-6

ΔI 制限値緩和による運転余裕拡大の例
A-40

② 炉内直接・常時監視の導入
炉心関連パラメータの監視として、既設炉では可動式中性子検出器（MD：Movable Detector）による定期監視）を適用していたが、次期軽水炉においては固定式炉内核計装（FID：Fixed In-core Detector）の採用により炉内直接・常時監視が可能となる。

FID（常時監視）

NIS（常時監視）
図 A-5.1-7

次期軽水炉における炉心関連パラメータの監視の例

既設プラントにおける定格出力一定運転の場合には炉心関連パラメータの変動が小さいため、MD による定期監視（通常 1 回／月）であっても、予測変動分を不確かさとして考慮した制限値は設定していない。これに対して、日負荷追従運転を実施する場合、MD による定期監視では、非測定期間の炉心関連パラメータの変動を包含した不確かさを考慮した制限値を設定する必要があ
り、運転余裕が縮小される。
一方、次期軽水炉では、日負荷追従運転を実施する場合でも、FID を適用した炉内直接・常時監視方式を採用することで、炉心関連パラメータを常時確認することができるため、実際の変動分を上回る不確かさを考慮する必要がなく、運転余裕を拡大することが可能となる。
5.1.2 周波数制御性能の向上策の例
将来の再生可能エネルギーの増加を想定した場合、再生可能エネルギーは非同期型発電であるため慣性力を待たないことから、電力系統の安定性確保のために、原子力発電には周波数制御能力のさらなる向上が期待される。
（1）周波数制御の概要
火力や水力においては、電力の需要変動や再生可能エネルギーの出力変動に対して、ガバナフリー（GF）制御や自動周波数制御（AFC）等の需給制御技術によって、需要と供給が釣り合うように発電機の出力調整・制御が行われ、周波数の変動が抑えられている。
A-41

ガバナとは発電機の回転速度を一定に保つための制御装置であり、蒸気タービ
ンでは蒸気加減弁と呼ばれる弁の開度を、回転速度が上昇すれば減少させ、回転速度が低下すれば増加させる。GF 運転とは、常時の回転速度変化に対して、このガバナの動作により出力を変化させる運転のことである（下図の赤枠で示す範囲）。さらに、GF 運転で対応できないような大きな変動に対しては、AFC 運転
によって発電機の回転数を制御して周波数変動を抑制する。
（経済負荷配分制御）（負荷周波数制御）

出典：「電力系統の周波数制御から見た火力機の出力応動特性」電気学会論文誌
B、124 巻 3 号、2004 年（https://www.jstage.jst.go.jp/article/ieejpes/124/3/124_3_343/_pdf/-char/ja）

図 A-5.1-8周波数制御のための火力機の出力制御（2）次期軽水炉における周波数制御性能について
周波数制御運転については、出力変化幅が小さいことから、ガバナ制御等の既存の技術で十分対応可能である。但し、比較的早い周期（秒～分単位）での出力変動が繰り返されるため、機器（制御棒クラスタ、加圧器スプレイ等）の作動回数が過剰となること、また 1 次系温度変化による熱過渡が増大することから、主機耐力（摩耗・疲労）の確認をしておくことが必要である。
国内でのこれまでの実績を考慮して、次期軽水炉に要求される出力変化幅を±5％とした時の周波数制御運転であれば、改良型 PWR（APWR）の主機耐力評価
にて成立性が確認された実績があるため、次期軽水炉においても同じ性能を実現することは可能である。但し、さらなる出力変化幅（例：±10％）への対応が要求される場合には、主機耐力評価の精緻化等を含めて検討する必要がある。

A-42

5.2 所内単独運転性能向上の例（1）所内単独運転の概要
定格出力運転中において、送電系統の故障等により送電が停止した場合、原子炉の出力を低下させるとともに、蒸気発生器から発生している蒸気の一部をタービ
ンをバイパスして直接復水器に導くこと等により、発電量を所内負荷（発電所内で使う量）に必要とされる量（定格電気出力の約 5％程度）まで急減させ、安全に運転継続する状態を「所内単独運転」と言う。なお、出力を低下させる過程において、復水器へ逃がせる蒸気量が少ない場合、蒸気発生器の水位が変動し、原子炉が自動停止する可能性がある。
【所内単独運転（PWR の例）】
送電

原子炉の出力を急減させて（定格熱出力の約 30％まで）、安全に運転継続。

蒸気
→
水
←

発電所内機器へ
タービン

発電機

蒸気発生器

送電は停止状態。
所内負荷に必要な量のみ発電（定格電気出力の約
5%）。

復水器

１次冷却水
原子炉

２次冷却水

→放水路へ
→冷却水（海水）

蒸気の一部をタービンをバイパスして直接復水器等へ逃がす。

（2）過去に発生した国内既設 PWR の事例・要因
過去に発生した国内既設 PWR の原子炉トリップ事例の要因を分析し、次期軽水炉の所内単独運転性能を強化するために必要な機能を特定することは有益である。
過去の事例の主な要因を表 A-5.2-1 に示す。

A-43

表 A-5.2-1①②③

過去の原子炉トリップ事例の要因分析結果

要因
負荷急減時の出力領域中性子束変化率
高（正・負）による原子炉トリップ
負荷急減時の蒸気発生器水位低による原子炉トリップ
機器の単一故障相当の外乱による原子
炉トリップ

対策
原子炉トリップ設定値の変更より対応
一部のプラントでは設備増強により対応
手動操作では対応が追い付かず、原子炉トリップへ至る（3）次期軽水炉の設計（例）
要因①については国内既設炉にて原子炉トリップ回避のための対策が講じられているが、要因②、③に係る対策については次期軽水炉向けに改善の余地がある。
次期軽水炉では、「送電系統の故障等に対しても、原子炉が安全に運転継続して、所内単独運転に移行できること」を設計目標とし、上記の分析結果より考察すると、対応方針（案）として、表 A-5.2-2 に示すように出力急減機能、パラメータ変動を抑制する自動制御機能、主給水制御系統改良等の新しい技術を適用することにより目標性能の達成が可能と考えられる。
表 A-5.2-2

次期軽水炉の目指す所内単独運転性能（例）

外乱
外的要因
（負荷遮断
等）

必要な対応
発熱量に対して除熱量が急減するため両者を再度バラ
ンスさせる

内的要因
（プラント設
備の異常や故障等）

外乱で変動するパラメータが原子炉
トリップ設定値に到達する前に抑制する

課題
タービンバイパス弁により除熱量を回復する
が、弁容量が不足していると原子炉トリップに至る
原子炉トリップ信号のうち当該パラメータ変動を抑制する自動制御機能を設置していないパラメータの変動は抑制不可対応方針（案）
出力急減のための制
御機能を設置（発熱量を急減させる）全ての原子炉トリッ
プ信号にパラメータ
変動を抑制する自動制御機能を設置
主給水制御系統の構成改良① 出力急減機能の設計例
制御バンクの一部の制御棒を落下させ、原子炉出力を急減させる。また、制御棒引抜阻止及び必要に応じてタービンランバックを作動。
例）右図の 4 体 1 グループで制御棒を落下させ

SA

B
SD

SA

C

SB

D

SC

C

D

A

C1 S D2

D

B

B

C

B

C2

SC
D

D2 S

SD

B

C

C1

C

D2 S C1

D

SB

C

A-44

B
SB

A

A

D

D1 S
SA

C

C2

D

C

SA

D

D2

C2

SD
SA

D

D1 S

A

C2

SB

B

注）制御棒位置は暫定。

SA
SC

D2

B

る

B

B

D

D1

B

C

C1 S

B

D1
SA

SA

出力急減機能イメージ（負荷急減の例）

除熱

１次冷却材温度発熱＞

原子炉出力（発熱量）・蒸気流量（除熱量）①制御棒挿入により原子炉出力減少

タービンバイパス弁
除熱

により除熱量を大幅に＞発熱回復させる必要あり②タービンバイパス弁開（大容量）時間

１次冷却材温度

原子炉出力（発熱量）・蒸気流量（除熱量）①出力急減機能により制御棒が部分的に落下し、原子炉出力急減
原子炉出力急減によりタービンバイパス弁による必要除熱量低減②タービンバイパス弁開（小容量）

時間

A-45

② 自動制御機能の強化の設計例
既設炉においては、一部の原子炉トリップ信号にのみ自動制御機能を設置しているが、次期軽水炉においては、全ての原子炉トリップ信号の前段に自動制
御機能を設置することにより、原子炉トリップが作動する前に外乱の収束を図ることが可能となる。

自動制御機能新設

自動制御機能新設

自動制御機能新設（参考）外乱発生に伴う事象発生後のプラント立ち上げ時間
参考までに、外乱発生に伴う事象が発生した後のプラント立ち上げ時間を比較考察すると以下のようになる。
表 A-5.2-3 外乱発生に伴う事象発生後のプラント立ち上げ時間の比較
プラントの状態

定格熱出力までの立ち上げ時間*

高温停止

約 38 時間（原子炉停止）所内単独運転約 23 時間（原子炉出力約 30％）*：外乱発生後の事象対外説明や発電所内運営等に要する時間は除き、プラントの主要操作に要する時間に基づき概算したもの

5.3 保守性・運用性向上の例
次期軽水炉では新設ならではの対応として、作業スペースの確保、搬出入の容易さ等を考慮した設計が可能であり、大型機器の取替工事も想定した将来の改造や新知見対応のバックフィットへの柔軟性を確保すべく、取替機器の搬出入ルートや作業スペース等を確保しておく方針である。
A-46

5.4 作業員被ばくの低減を考慮した設計例
作業員被ばく低減策としては、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の思想に基づき、合理的に達成し得る対策を採用することを基本方針とする。設計段階から考慮する対策は、主として以下の3つに分類される。
（1）線源発生量の低減策（2）線源の除去策（3）放射線防護対策（1）線源発生量の低減策
PWR プラントの放射線源のうち作業員の被ばくに寄与する核種は、58Co、60Coが主である。これらは各機器の材料接液部表面から、58Co、60Co の親元素である
Ni、Co が腐食生成物として放出され、それが燃料表面に付着し、中性子照射により放射化されることで生成される。そして、放射化された腐食生成物が、再び、各機器の接液部表面に移動・付着することで、定期検査時等の作業員の被ばくに対する放射線源となる。
したがって、以下の 2 つが線源発生量低減の基本的な対策となる。
① 材料面の処置
接液部材料を腐食しにくい材料とすること、Co 含有率を低減すること等
により、冷却材中への腐食生成物の供給を低減する。使用材料の対象範囲の考え方は、以下のとおり。
（a）全面腐食に対する対策
１次冷却材の接液部のうち、接液面積が大きい部分や、中性子照射量が大きい部位（炉心領域）ほどCo規制による線源強度の低減効果が大きくなる。従い、被ばく寄与度に応じて適切なCo規制を行う。
・ 被ばく寄与度が大の機器に関しては、最大限Co含有量の低減を図る。
（燃料集合体、蒸気発生器

等）

・ 被ばく寄与度が中の機器は、Co規制に係るコストを考慮した上でCo含有量を低減する。（炉内構造物

等）

・ 被ばく寄与度が小の機器は、コストに影響しない範囲でCo含有量の低減を最大限努力する。（原子炉容器、1次冷却材ポンプ

等）（b）エロージョン・コロージョン、摩耗に対する対策
エロージョン・コロージョン対策の例として、高差圧となる充てん流量
制御弁、封水注入流量制御弁については、SUS630材、スーパーカスケー
ド弁*を用いる。また、摩耗対策の例として制御棒駆動装置（可動部）の全バンクにクロムカーバイトコーティングを施工する。
*：弁体にラビリンス溝を設け、低開度での多段減圧構造を有した弁

A-47

② RCS 水質管理による対応
水質管理により、材料が腐食しにくい条件や燃料表面に付着しにくい条件
作り、各機器の接液部表面へ再付着しにくい条件を作る。表 A-5.4-2 に水質管理面での被ばく線源低減対策をまとめる。なお、水質管理のうち、最も効果の高いものは亜鉛注入であり、特に、建設時における温態機能試験（HFT）
時から亜鉛を注入することは非常に効果が大きく、実績において約 80%の線源低減効果が得られている。
表 A-5.4-2 次期軽水炉における水質管理面での被ばく線源低減対策
項目
改良 HFT

解説

次期軽水炉

既設炉

HFT 時の水質を弱アルカリ性環境（LiOH 添

適用

適用

イオン状の腐食生成物の移行量が最も少なく

採用

一部適用

なる最適 pH 管理とすることで、線源の低減

濃縮 10B 採用のた（pH 管理改加）及び弱還元性雰囲気（水素添加）とする
ことで、接液部の材料表面に緻密な酸化皮膜を生成し、燃料装荷以降の腐食量低減を図る。
濃縮 10B 採用
pH 管理改善を図る。完全な最適 pH 一定運転のためには、 め、最適 pH 一定
濃縮 10B の採用が必要となる。
亜鉛注入

善のみ）

運転が可能

RCS に亜鉛（酢酸亜鉛）を添加することで、

適用

構成材料の腐食と、酸化皮膜中への放射性 Co

HFT 開 始 時 か らの取込を抑制し、線源の生成と蓄積を低減す

の適用

適用

る。既設炉実績より、HFT 開始時からの適用により、さらに大きな線源低減効果が確認されている。
溶存水素濃度

燃料表面への Ni 付着量を低減、あるいは燃最適化料表面からの放射性 Co の移行を抑制する。

将来実施を検討

未適用

満水酸化を基本

外層クラッド

既設炉の溶存水素濃度管理値と比べ、高い濃度でも低い濃度でも線源低減効果が期待できる。なお、現行の保安規定下限値よりも低い濃度とする場合は、水の放射線分解に必要な水素濃度を正確に評価する必要がある。
停止浄化運転プラント停止時に、材料表面の酸化皮膜のう（外層クラッ

ち外層酸化物（外層クラッド）と付着クラッド除去／満水ドを除去する。過酸化水素の添加により溶存

酸化）

水素濃度を極低濃度（外層クラッド除去）で管理，あるいは過酸化水素が残留する濃度（満水酸化）で管理する。

A-48

除去

（2）線源の除去策
化学体積制御系統の浄化設備により発生した腐食生成物を除去することで線源の低減を図ることができる。一般に浄化流量が多くなれば、線源強度の低下が大きくなるが、経済性も考慮しつつ、合理的な浄化流量を設定する必要がある。
最新の既設炉における浄化流量（冷却材混床式脱塩塔の設計流量）の実績からは、高い線源低減効果が確認されており、次期軽水炉の浄化流量の設定として有益な技術情報となる（通常運転時浄化流量：27.2m3/hr、停止時最大浄化流量：56.8 m3/hr）。
したがって、次期軽水炉の浄化設備の設計に際しては、上記既設炉における実績や前項で述べた線源発生量の低減策の効果を考慮すること、さらには、脱塩塔吸着剤の性能向上など今後期待される技術進歩も加味することにより、最適設計を目指していくことが重要と考えられる。
（3）放射線防護対策
作業員被ばくの低減には線源発生量の低減、線源の除去に加えて、遮蔽、距離、
時間の 3 項目に関する対策が重要である。
遮蔽：放射線源と作業員の間に遮蔽物を設置することで被ばく線量を低減する。
距離：放射線源と作業員との距離を離すことにより、作業時における空間線量率を低減する。
時間：作業員が放射線にさらされる時間を短縮することで被ばく線量を低減する。
上記の観点から次世代軽水炉の設計において考慮すべき内容を放射線防護に関する設計基準として整理し、この方針に従い、配置設計・遮蔽設計・定検作業検討
等の設計段階にて具体化していく。特にロボットの導入による遠隔化、無人化技術の積極的な活用など、今後の新技術を導入して新設炉である次期軽水炉ならではの対策を講じることが重要と考えられる。
（4）被ばく低減効果（概略評価例）
以上に示す被ばく低減対策の中で線源発生量の低減策（水質管理による低減対策*）の効果を定量的に確認するものとして、次期軽水炉の構成で概略評価した。
例としてキャビティ周辺の作業での評価結果を表 A-5.4-3 に示す。
*：改良 HFT、濃縮 10B の採用による一定 pH 管理、HFT からの亜鉛注入

A-49

表 A-5.4-3 被ばく低減効果の概略評価（参考）**
作業

対策なし（人・mSv）

対策あり（人・mSv）

低減率

RV 開放

31.6

11.4

64%減

FID 引抜・設置

114.6

56.5

51%減

RV 復旧

75.2

26.1

65%減

合計

221.4

94.0

58%減

**：評価値については、既設炉での被ばく実績を基にした相対評価値であること、
FID 交換を全数取替としていること等、いくつかの仮定に基づく参考値である。

5.5 核燃料サイクルを考慮した MOX 燃料の適用性に係る設計の例
MOX 燃料の導入については、既設炉でも MOX 燃料の適用実績はあり、技術的には確立されていると考えられる。その上で MOX 燃料の装荷割合増加に伴う技術的な課題（崩壊熱、反応度停止余裕）について考慮する必要があり、それらへの対応として冷却能力の増強、停止能力の増強によって解決の見込みがある。また、MOX 燃料の装荷割合が 1/3 程度（最高燃焼度 45GWd/t）までは、原子炉安全基準専門部会報告書(1)において、ウラン燃料炉心と同様の設計が可能であると認められているため、規制の予見性があると考えられる。
MOX 燃料の装荷割合が 1/2 を超過するなどの場合には、制御棒の設置に係る構造上の配置制約が発生する可能性があること、また、MOX 燃料は最高燃焼度制限及び反応度が低いことから、燃料取替体数が増加するため、最適サイクル長が短サイクル側に移行することが考えられる。
上記より現状の想定における設計例としては、MOX 燃料の最高燃焼度は 45GWd/tを踏襲し、将来実用化が見込まれる技術を前提として、サイクル長及び MOX 燃料の装荷割合を、18 カ月（2 バッチ）、1/3 とすることが考えられる。
(1)原子炉安全基準専門部会報告書「発電用軽水型原子炉施設に用いられる混合酸化物燃料について（平成 7 年 6 月 19 日原子力安全委員会了承）」
表 A-5.5-1

MOX 燃料適用に係る設計例（現状における想定例）

項目

設定

説明

最高燃焼度
(GWd/t)ウラン：62・濃縮度 4.95wt％の燃料を使用した場合の到達燃焼度

MOX：45

・現行 MOX 燃料設計を踏襲した燃焼度

サイクル長(月)18・設備利用率と運転コストが両立する範囲

1/3

・MOX 装荷割合と経済性が両立する範囲

MOX 燃料
装荷割合

以上を踏まえ、次期軽水炉における MOX 燃料の適用性については、MOX 燃料の装荷割合と経済性が両立する範囲を目指しつつ、将来的な装荷割合の増加にも柔軟に
A-50

対応できるように、技術的な課題（崩壊熱、反応度停止余裕）に対して、冷却能力の増強、停止能力の増強等による対応を設計段階から実施することが考えられる。
5.6 地政学的リスク等を考慮した燃料の調達安定性に係る設計の例
発電電力量当たりのウラン消費量を抑制する観点から、MOX による代替や中性子
経済及び内部転換率の向上等が考えられる。
（1）MOX 燃料装荷割合増加によるプルトニウム消費能力の向上
・MOX 燃料装荷割合の増加により国内のプルトニウム需給バランスの確保に貢献
・将来的には、選択肢としてフル MOX 炉心への拡張を考慮（2）中性子経済の向上
・中性子反射体の導入による炉外への中性子の漏れの低減
・L3P*1 炉心の採用による炉外への中性子の漏れの低減
・燃料集合体へのジルカロイ製グリッドの採用による中性子吸収の低減*1：Low Leakage Loading Pattern（3）内部転換率の向上（従来の研究成果）
・水排除用制御棒の採用*2 によるスペクトルシフトにより内部転換率の向上
・稠密炉心の採用*3 によるスペクトルシフトにより内部転換率の向上*2：葦原悦朗、是井良朗、小倉成美、「改良形軽水炉」電気学会誌 106 巻 11 号 p. 11141118、1986/11/20*3：竹田敏一他、「わが国における高転換軽水炉の開発状況」原子力学会誌 29 巻 12 号
p.1060-1078、1987/12/30

A-51

付属書 B WG 開催実績（WG 議事録）

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 1 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22022 年 2 月 24 日（木）13:30～15：20
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
25 名
山口主査（東大）、山本幹事（名大）、菅原幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（NEL）、
黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI
NS エンジ）、菅原委員（関大）、杉山委員（JAEA）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、成川委員（JAEA）、東委員（WH）、藤木委員（東芝
ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好
委員（原電）、村上委員（東大）、山路委員（早大）【オブザーバー】：皆川、中谷、増田、小澤（エネ庁）、梅田（MELCO）、
兼近（鹿島）、川島（大林組）、鈴木（大成）、下間（IHI）、千々松（安藤ハザマ）、柳澤（日揮）、田口、竹地、岩田（関電）、水田、高山、倉本（MHI）
1.WG 主査による WG 開催挨拶、幹事/委員の自己紹介
冒頭、山口主査より以下の通り開催挨拶があった。
・フェーズ１では、全体最適を図った軽水炉を建設するための準備として次期軽水炉の安全性について技術的な議論を深めてきたが、フェーズ 2 では、次期軽水炉のコンセプトに対する社会的受容性、規制の適合性、安全性と経済性のバランスなどの議論を深めていきたい。また、
次期軽水炉は 2030 年代から 2040 年代にかけて運開するプラントであるため、若い人にも委員として加わって頂いたので新しい目でのご発言に期待している。WG 成果が次期軽水炉を社会に受け入れられて信頼されるようなものになるように十分に議論していきたいと考えている。
主査の挨拶に引き続き、幹事及び委員から自己紹介があった。
2.WG 設立趣旨、全体スケジュール/議題案の説明
資料 1-1 にて、幹事より次期軽水炉の技術要件検討 WG フェーズ 2（以下、次期炉 WG フェーズ 2）の設立趣旨、全体スケジュール及び各会合の議題案について説明があった。WG 委員から特にコメントは無く、ご了解された。
3.WG で議論する論点の抽出
資料 1-2 にて、幹事より次期炉 WG フェーズ２で議論する論点の抽出について説明があった。WG 委員から多くのコメントを頂いたが、抽出した論点については特に異論は無くご了解頂いた。但し、WG での議論の順番（規制→コンセプト）や論点を抽出するプロセス（詳細な論理展開）
に関するコメント対応については幹事団で協議することとした。

B-1

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 2 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22022 年 6 月 2 日（木）13:30～15：50
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
25 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、菅原幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（NEL）、
黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI
NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、
竹田委員（阪大）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、
芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好委員（原電）、村上委員（東大）、山路委員（早大）【オブザーバー】皆川、中谷（エネ庁）、川島（大林組）、小林（鹿島）、
鈴木（大成）、下間（IHI）、千々松（安藤ハザマ）、中居（日揮）、濵谷
（MELCO）、田口、竹地、岩田（関電）、水田、高山、倉本（MHI）
1.出席者確認及び新 WG 委員の挨拶
WG 委員全員の出席が確認された後、杉山委員に代わって新しく WG 委員になられた柴本委員から自己紹介があった。
2.第 1 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 2-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 2-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。コメ
ント No.1-1～1-4 に対する対応内容については WG 委員にご了解頂いたが、コメント No.1-5 について、委員より、『｢将来の拡張性に備え余地を残す｣とは規制のバックフィットだけでなく、炉出力増強などプラントの運用拡大の議論もあるので、そういう観点でも報告書に記載すること』とのコメントを頂いた。また、資料 2-3 にて、コメントを反映した
第 1 回 WG 資料の改訂版を説明し、ご了解を頂いた。
3.次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論「次期軽水炉の性能目標・深層防護の実装の考え方」について
資料 2-4 にて、幹事より次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論「次期軽水炉の性能目標・深層防護の実装の考え方」について説明があった。
WG 委員から多くのコメントを頂いたが、特に、次期軽水炉の設計目標として用いる性能目標の設定の考え方について再整理することとした。

B-2

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 3 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22022 年 9 月 16 日（金）13:00～15：30
東京大学工学部 3 号館 4 階 423 会議室＋Webex 会議
25 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、菅原幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、
三好委員（原電）、村上委員（東大）、山路委員（早大）【オブザーバー】：川島（大林組）、兼近（鹿島）、鈴木（大成）、下間（IHI）、中居（日揮）、濵谷（MELCO）、田口、竹地（関電）、水田、倉本（MHI）
1.出席者確認
WG 委員全員の出席が確認された。
2.第 2 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 3-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 3-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があり、資料 33 にて第 2 回 WG 資料の改訂箇所の説明があった。コメント No.2-1～212 に対する対応内容及び第 2 回 WG 資料の改訂箇所については WG 委
員にご了解頂いたが、コメント No.2-7 について、『CFF-2 はどういう指標なのか、その位置づけがわかるように注記を報告書に記載すること』とのコメントがあった。
3.次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論「外的事象への対応、APC
その他テロ対策、不確かさへの備え、最新技術の反映」について
資料 3-4 にて、幹事より次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論「外的事象への対応、APC その他テロ対策、不確かさへの備え、最新技術の反映」について説明があった。資料内容の方向性について異論を唱える
コメントは無かったが、WG 委員から多くのコメントを頂き、今後、報告書を修正していくこととした。
4.次期軽水炉 WG フェーズ２の報告書（案）について
幹事より、今後 WG では WG 報告書をメインに議論を進めることの説明があり、WG 委員からの異論はなくご了解頂いた。しかし、報告書の資料構成や記載内容についてはコメントがあり、報告書の目次や記載内容を修正していくこととした。引き続き、コメントあれば、9/22（木）までにメールで連絡して頂くこととした。

B-3

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 4 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22022 年 12 月 21 日（水）15:30～17:30
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
20 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、菅原幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、
芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好委員（原電）、山路委員（早大）【オブザーバー】：兼近（鹿島）､佐藤代理（IHI）､鈴木（大成）､中居（日揮）､濵谷（MELCO）､吉田代理（大林組）、田口、竹地（関電）、山岸、
水田、倉本（MHI）
1.出席者確認
WG 委員の欠席者は 5 名。
2.第 3 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 4-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 4-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。また、欠席の連絡を頂いていた WG 委員から事前のメール連絡があったことが紹介された。コメントに対する対応内容については WG 委員に全般ご了解頂いたが、コメント No.3-2、3-6、3-20、3-21 に対する対応については追加コメントがあり、報告書を修正することとした。特に、一般の方が読んでも理解できるような表現に配慮すべきとの主旨のコメントを頂いた。
3.次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論｢経済性向上｣（建設工期短
縮、設備利用率の向上、長期運転）
資料 4-3 にて、幹事より次期軽水炉の重要コンセプトに関する議論｢経済性向上」について説明があり、建設工期短縮、設備利用率向上、長期運
転について協議された。資料内容の方向性について概ね御理解頂けたが、WG 委員から多くのコメントを頂き、今後、報告書を修正することとした。特に、経済性向上に寄与する適用技術を述べるだけでなく、経済性向上のために設計段階から具備すべき事項をもう少し具体化する
ようコメントあった。

B-4

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 5 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22023 年 3 月 27 日（月）13:30～16:00
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
24 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、菅原幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好委員（原電）、村上委員（東大）、山路委員（早大）【オブザーバー】：兼近（鹿島）､下間（IHI）､鈴木（大成）､中居（日揮）､
濵谷（MELCO）､吉田代理（大林組）、田口、竹地、大塚（関電）、山岸、
水田、倉本（MHI）
1.出席者確認
WG 委員の欠席者は 1 名。
2.第 4 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 5-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 5-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。コメ
ントに対する対応内容については WG 委員に全般ご了解頂いたが、コメ
ント No.4-5、4-9、4-11、4-19 に対する対応については追加コメントがあり、報告書を修正することとした。
3.次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方について
資料 5-3 にて、幹事より新増設・リプレースに対応する規制や制度の考え方として、「次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方」について説明があり、協議した。資料内容の方向性について概ね御理解頂けたが、WG 委員から幾つかコメントを頂き、今後、報告書を修正することとした。

B-5

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 6 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22023 年 7 月 5 日（水）13:30～16:00
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
24 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、井上幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、
三好委員（原電）、村上委員（東大）【オブザーバー】：千々松（安藤ハザマ）、鈴木（IHI）､川島（大林組）､
兼近（鹿島）､鈴木（大成）､中島（日揮）､濵谷（MELCO）、菅原、田口、
竹地、大塚（関電）、水田、倉本、井村、今野、平野（MHI）
1. 出席者確認
WG 委員の出席者は 21 名中 20 名。
2. 第 5 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 6-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 6-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。コメ
ントに対する対応内容については WG 委員に全般ご了解頂いたが、コメ
ント No.5-2、5-7 に対する対応については追加コメントがあり、報告書修正など対応することとした。
3. 次期軽水炉の重要コンセプトに関連する規制や制度の考え方について
資料 6-3 にて、幹事より、新増設・リプレースに対応する規制や制度の考え方として、「次期軽水炉の立地の適性評価の考え方」について説明があり、協議した。資料内容の方向性について概ね御理解頂けたが、WG
委員から幾つかコメントを頂き、今後、報告書を修正することとした。

B-6

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 7 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22023 年 10 月 5 日（水）13:30～16:10
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
20 名
山口主査（原安協）、井上幹事（関電）、有田幹事（MHI）、伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、越塚委員（東大）、斉藤委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好委員（原電）、山路委員（早大）【オブザーバー】：稲熊（エネ庁）、千々松（安藤ハザマ）、鈴木（IHI）､
川島（大林組）､兼近（鹿島）､鈴木（大成）､中島（日揮）､濵谷（MELCO）、
竹地、細川（関電）、水田、倉本、井村、今野（MHI）
1. 出席者確認
WG 幹事・委員の出席者は 24 名中 20 名。
2. 第 6 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 7-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 7-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。コメ
ントに対する対応内容について、WG 委員に全般ご了解頂いたが、WG
報告書の 5.2 節｢立地の適性評価｣について追加コメントがあり、若干修
正することとなった。
3. 政策的課題を含むその他の課題への対応
資料 7-3 にて、幹事より、次期軽水炉の｢政策的課題を含むその他の課題への対応｣について説明があり、協議した。WG 委員から幾つかコメントを頂き、今後、6 章の位置付けも含めて報告書を修正することとした。
4. WG 報告書のレビュー要領について
資料 7-4 にて、幹事より、WG 報告書のレビュー要領について説明があったが、特に異論無く了承された。

B-7

WG 開催報告
WG 名
開催日時
開催場所

参加者
（敬称略）

議事

第 8 回「次期軽水炉の技術要件検討」WG フェーズ 22024 年 1 月 11 日（木）13:30～16:10
東京大学工学部 8 号館 2 階 226 大会議室＋Webex 会議
22 名
山口主査（原安協）、山本幹事（名大）、井上幹事（関電）、有田幹事（MHI）、
伊阪委員（関電）、糸井委員（東大）、宇井委員（電中研）、浦田委員（関原懇）、黒崎委員（京大）、越塚委員（東大）、佐治委員（MHI NS エンジ）、柴本委員（JAEA）、菅原委員（関大）、鈴木委員（東電）、竹田委員（阪大）、成川委員（東大）、東委員（WH）、藤木委員（東芝 ESS）、芳原委員（近大）、松浦委員（日立 GE）、三牧委員（MHI）、三好委員（原電）、村上委員（東大）【オブザーバー】：稲熊（エネ庁）、松本、千々松（安藤ハザマ）、鈴木（IHI）､川島（大林組）､兼近（鹿島）､鈴木（大成）､中島（日揮）､竹地、岩橋、細川（関電）、水田、倉本、井村（MHI）
1. 出席者確認
WG 幹事・委員の出席者は 24 名中 22 名。
2. 第 7 回議事録確認及びコメント対応について
幹事より、資料 8-1 にて前回 WG の議事録が確認された後、資料 8-2 にて前回 WG で頂いたコメントへの対応内容について説明があった。コメ
ントに対する対応内容について、WG 委員に全般ご了解頂いたが、幾つか追加コメントがあり、WG 報告書を若干修正することとなった。また、昨年レビュー対象外であった WG 報告書の本文 5 章、7 章、並びに関連する付属書 A の 5 章は WG 委員にレビュー頂くこととした。
3. 報告書レビュ依頼に対するコメントへの対応状況
幹事より、WG 報告書ドラフト版に対するコメントへの対応方針について説明があり、協議した。全般、WG 委員からご理解頂いた。
4. AESJ 2024 春の年会 企画セッションについて
幹事より、企画セッションの予稿ドラフト版を紹介した。
5. 次期炉 WG のシンポジウム日程について委員の都合を確認し、シンポジウムの日程は以下の通り設定した。
・2024 年 6 月 26 日（水）（場所は未定）

B-8

次期軽水炉の技術要件と実現のための取り組み「次期軽水炉の技術要件検討」
ワーキンググループ（フェーズ 2）報告書
2024 年 6 月 17 日 初版 第 1 刷発行
発行所 一般社団法人 日本原子力学会（〒105-0004）東京都港区新橋 2-3-7（新橋第二中ビル 3 階）
電話 (03)3508-1261 ; FAX (03)3581-6128
URL https://www.aesj.net
印刷 ニッセイエブロ株式会社（〒105-0003）東京都港区西新橋 1-18-17（明産西新橋ビル 6 階）©2024 Atomic Energy Society of Japan
ISBN：978-4-89047-185-0

二〇二四年六月十七日発行

発行所

一般社団法人

日 本

原

子

力

学

会

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階︶

3

一二六一 ＦＡＸ︵〇三︶三五八一 六一二八−〇〇〇四︶東京都港区新橋二 三 七︵新橋第二中ビル

ＴＥＬ︵〇三︶三五〇八

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︵〒一〇五

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