第10回

安全設計指針検討会 議事録

1. 日時

平成20年4月15日（火）13:30〜19:00

2. 場所（社）日本電気協会

4階 D会議室

3. 出席者（敬称略,五十音順）
出 席 委 員：芦田主査（東京電力），今泉（日本原子力研究開発機構），岩谷（中部電力），門田（中国電力），小平（北海道電力），戸塚（日立GEニュークリア・エナジー），西村（四国電力），花田（日本原子力技術協会）（8名）
代 理 委 員：長友（九州電力・中村），村上（東芝・佐藤），柳沢（電源開発・枡），綿田（関西電力・押部）（4名）
オブザーバ：大木（東芝），鹿角（原子力安全基盤機構），須賀（日立GEニュークリア・エナジー），田伏（関西電力），西野（東京電力），福田・宇田川（三菱重工）（7名）
事 務 局：中島
4. 配付資料
資料 No.10-1
資料 No.10-2
資料 No.10-3

第 9 回 安全設計指針検討会 議事録（案）平成 20 年度電気協会安全設計指針検討会 規格策定スケジュール（案）JEAC4622「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（仮称）」制定案に関する書面投票及び安全設計分科会・原子力規格委員会での意見対応案
資料 No.10-4
原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（仮称）（案）JEAC4622-200X
資料 No.10-5
JEAC「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（仮称）」の記載方針（案）
参考資料-1 第 13 回安全設計分科会 議事録（案）-抜粋参考資料-2 第 28 回原子力規格委員会 議事録（案）-抜粋参考資料-3 安全設計指針検討会 委員名簿（案）5. 議事(1) 委員変更及び主査の選任
1) 事務局より，参考資料-1 に基づき，第 13 回安全設計分科会(2/13)で承認された新委員(芦田委員,門田委員,多田委員，戸塚委員，名畑委員)について報告があった。
2) 岩谷委員より，検討会主査として芦田委員の推薦があり，その他の推薦が無いことを確認した上で，挙手による決議を行った結果，全会一致で芦田委員が安全設計指針検討会主査に選任された。
3) 事務局より，代理出席及びオブザーバ参加の報告があり，主査の承認があった。

(2) 前回検討会議事録の確認
主査より，資料No.10-1に基づき，第9回 安全設計指針検討会 議事録（案）（事前に配布しコメントを反映済み）の紹介があり，特にコメントなく承認された。
(3) 平成20年度活動スケジュールについて
芦田主査より，資料No.10-2に基づき，平成20年度の安全設計指針検討会における規格策定スケジュールについて，現在検討中のJEAC4622「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程」の制定スケジュール，及びその他規格（JEAG4603-1992，JEAG4604-1993，JEAG4612-1998）の改定着手時期の説明があり，提案のスケジュールで進めることとした。
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(4) JEAC4622「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（仮称）」策定の検討について
冒頭，芦田主査より，第13回安全設計分科会における審議状況及び書面投票の結果，第28回原子力規格委員会における報告状況について説明があった。
次に，宇田川氏，福田氏，藤田氏，戸塚氏，村上氏より，資料No.10-3,4,5に基づき，JEAC4622制定案に関する第13回安全設計分科会における意見及び書面投票における意見，並びに第28回原子力規格委員会における意見に対する対応方針について説明があり，以下のとおりとした。
なお，具体的な記載文案については，別途取り纏め，第14回安全設計分科会に諮ることとした。
○全般
・ 規格名称については，これまで仮称としていたが，安全設計分科会及び原子力規格委員会でも名称に関するコメントは無かったことから，仮称を取り除くこととする。
・ 1.総則1.1目的の第2パラグラフの ・・・これを確認するための空気流入率測定試
験・・・ については,被ばく評価の入力条件として使用した空気流入率の妥当性を確認するための空気流入率測定試験・・・ の趣旨で記載する。
・ 1.4（用語の定義）(13)空気流入率は， 単位時間当たりに流入する空気量 とする。
○資料No.10-3 コメントNo.8,9,15,16,18,19,20,38,42,43,44
・ 2章（被ばく評価）では，フィルターを通らずに流入する空気流入率（中央制御室内に取り込まれた放射性物質）を適切に定めることについて記載し，3章（空気流入率測定試験）では2章で適切に定めた（被ばく評価に入力した）空気流入率が妥当性であることを示す試験であるという繋がりが明確となるように，双方の記載を解説の記載も含めて見直す。
・ 管理値（判定基準）については，評価入力条件として使用する空気流入率の90%と記載するが，解説に数値の考え方と今後の知見を踏まえて見直すことについて補足する。
・ 3.6（判定基準）は，試験値（試験結果から得られた空気流入率の95%信頼限界の上限値）の求め方と判定基準に分けて記載する。
・ 解説3.2（管理値）の ただし，管理値を上回っても，・・・，1年後に再試験を実施する の記載は，実際の検査では認めてもらえない可能性があるので削除する。
・ 「管理値」については，これまでのコメントを踏まえて「管理目標値」とする。
これに関する意見は以下のとおりであった。
・ 3章の中央制御室の空気流入率測定試験における判定基準は，試験結果から得られた空気流入率の95%信頼限界の上限値が 管理値 を上回らないこととしており，管理値については，PCV漏えい率試験規程(JEAG4203)に倣い，当面は，評価入力条件として使用する空気流入率の90%（漏えいの増加要因を考慮した余裕係数0.1）とするとある。しかし，JEAC4203の2008年版では，漏えいの増加要因を考慮した余裕係数を0.25（ 劣化を考慮した係数としては，現状の定期事業者検査間隔（約1年）においては0.1とし，これを超えて，定期事業者検査間隔を現状の2倍程度（約2年）まで延長する場合には0.2とすることが妥当であり，更に，格納容器隔離弁の単一故障による影響を考慮する0.05を加え0.25）としているので，認識しておく必要がある。

・ 評価入力条件として使用する空気流入率というのは何か？
→ 事故時運転員の被ばく評価における入力条件として使用する空気流入率であり，例
えば，空気流入率が1.0回/hの場合には，その値の90%を上回らないことが判定基準となる。
・ 評価入力条件を決めるために空気流入率測定試験を実施するのではないのか？
→ 既設炉ではそうなるが、新設炉ではまず評価入力条件（設計値）を決定して被ばく評価を実施してから，空気流入率測定試験を実施することになる。
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・ 設計値はどのようにして決めるのか？
→ 一般的には，空気流入経路毎の設計値を積み上げたり，試験によって得られた知見を元に設定したりすることで与えることになる。実用上はこの値に余裕を考慮し，決めることになる。そういう意味からも用語を「設計値」ではなく「管理値」に改めている。しかし，一方では被ばく評価における判断基準を超えないように空気流入率の判定基準を決めるという考え方もあるので，この点はいろいろと議論する必要がある。
・ 1つの規格の中に，2章の判断基準（被ばく評価）と3章の判定基準（空気流入率）が存在するのは分かりづらい，というコメントに対してはどのように対応するのか,「設計空気流入率」を「管理値」の用語に改め，被ばく評価と空気流入率測定試験の関係を解説したことによって，この問題はクリアしたのか？
→ 立地評価においても被ばく評価の判断基準との関係で格納容器漏えい率試験の判定基準値を決めているわけではなくて，あくまで別々に決めているので，この規程についても被ばく評価の判断基準と空気流入率の判定基準は分けて考えるべきだと思う。
・ 安全設計分科会の委員からは，入退域時における被ばく線量だけで100mSvを超えてしまうと，リークインが全く無くても判断基準を満足することができなくなるので，空気流入率測定試験で空気流入率の妥当性を確認することに意味がないのではないか，というコメントがあった。最終的には100mSvを超えないことを担保すればよいのであって，判断基準は1つだと思う。実際の運用をイメージした時に，プラント毎に目標とする空気流入率に対して十分余裕があることを確認することになるが，それをJEACにどこまで書くか，ということだと思う。実際の運用は，国と事業者間で議論して決めることであって，JEACを制定してエンドースされても，JEACに規定したとおりに実行されないと思う。であれば，判断基準は被ばく線量が100mSvを超えないということだけにして，空気流入率測定試験については，被ばく評価の入力条件を決める方法として解説に紹介する程度に留めるというのも一つの案ではないかと思う。
・ 設計空気流入率が存在しない既設プラントについては，現状の妥当性を示すために，ある仮定のもとに被ばく評価を実施し判断基準を満足していることを確認し，その際に入力した空気流入率の値を用いて空気流入率測定試験の結果の判定を実施するが，一方新設プラントについては，例えば格納容器漏えい率試験と同様に，従来の知見をベースに設定可能な入力条件である空気流入率を設定し，それに基づいて機能試験時や運転中に妥当性の評価を行うことになる。したがって，少なくとも新設するプラントについては，設計空気流入率を何らかの形で決める必要があると考える。
・ ご指摘の内容を解説に書けないか？つまり，新設プラントの空気流入率については，被ばく評価の判断基準を十分に下回るように決定することになるが，既設プラントについてはJEACの解説に規定する標準的な試験方法で空気流入率の目標値を設定するということである。このJEACは被ばく評価と空気流入率測定試験の標準的な方法を紹介したということで割り切れないか？
・ 3.6判定基準を削除するということか？
・ そういうことになる。
・ 原子力規格委員会および安全設計分科会で，一つの規格に判定基準が2つあるのは分かりづらいという指摘があること，またJEACでここまで空気流入率の測定試験方法を規定しても，実際の検査ではこの通りにならないという懸念がある。
・ この規程はエンドースの対象としないということか？
・ 被ばく評価についてのみ，エンドースの対象ということである。
・ この規程は省令62号解釈の別記-9（遮へいその他の適切な放射線防護措置に対する要求事項）に置き換わる位置づけのものであるが，問題ないか？
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・ 3.1（中央制御室の空気流入率測定試験）の目的から読み取る限りは，このJEACは被ばく評価を目的として規定するものであり，またその入力条件である空気流入率が妥当であることを確認するために空気流入率測定試験を実施している，と整理す
れば，3.6の判定基準の削除はやり過ぎるにしても，その考え方は正しいと思う。
敢えて，被ばく評価での条件から設計空気流入率を定義しなくても，実効線量が判断基準に対して十分余裕があり，それを下回っていることが確認できれば規程としてはクローズする。規程の中に設計空気流入率を定義してしまうと，被ばく評価の判断基準を満足し，この時の空気流入率が1回/hであっても，空気流入率を0.06回/hと設定しているプラントは空気流入率が判定基準を満足していないからといって，被ばく評価の結果が否ということになり兼ねない。
・ 空気流入率測定試験の目的については，空気流入率の妥当性を示すということではなくて，被ばく評価の入力条件の一つである空気流入率を決定するための試験方法を規定するということになる。
・ 新設または既設に関係なく，被ばく評価の入力条件として使用した空気流入率が本当に大丈夫なのかということを示すのが，3章の空気流入率測定試験の目的だと思う。
・ 空気流入率の判定基準を明記してしまうと，実際の運用で困るのではないか？
・ 被ばく評価に使った空気流入率の値を明記しないと，そもそも何と比較してその値が妥当だと言えるのか？
・ 被ばく評価に用いた空気流入率の値を下回っていることをもって空気流入率の判定基準を満足している，ということを解説に書くことでよいのではないか。
・ 解説ではなくて,本文に記載しなければ意味がないと思う。
・ 従来の設計でも，評価の結果から設計値を算出することは行っておらず，必ず系統スペック（設計値）を決めた上で，それに基づいて評価を行い，評価の結果が妥当であることを確認するやり方である。したがって，被ばく評価に用いる設計値（入力条件）の妥当性を確認し決定した上で，被ばく評価を行うというのが，従来の設計の考え方である。逆に，被ばく評価の結果から設計値を決めてしまうと，例えば気象条件によって測定の都度入力条件が変わるということになると，判定基準がふらついてしまう。
・ 極端にいうと，この規程を判定基準がない単に評価方法だけを規定したものとして割り切る考え方はあると思う。
・ そもそもこの規程がこのような構成とされた背景には，米国において空気流入率試験を実施した結果，被ばく評価の入力条件として使っている値を超えていたという事実に対して，そのようなことがない様に被ばく評価と関連付けて入力条件である空気流入率の妥当性を示す必要性が認識された，ということがある。コメント対応で説明できないから判定基準を無くして試験方法だけを規定するというのは，そもそもの規程の考え方に逆流していると思う。
・ 空気流入率の判定基準については，国（保安院）と事業者にて運用の中で決定するということであれば，事業者としては国と折衝する場が必ず設けられるというクレジットが欲しい。
・ そのようなことも含めて解説にきちんと書いていく必要があると思う。
・ 被ばく評価の入力条件である空気流入率の妥当性を示すということに対しては異論の余地はないと思うので，被ばく評価との繋がりがきちんと説明できればよいと思う。
・ P.7 2.5.3（中央制御室に取り込まれた放射性物質による被ばく）の中に，フィルターを通らずに流入する空気による被ばくを計算する際に空気流入率を与えることを明記すれば，2章（被ばく評価）と3章（空気流入率測定試験）との関係が明確になるのではないか。つまり，解説3.2（管理値）に記載されている 評価入力条件として使用する空気流入率 が2章（被ばく評価）で対応可能なように関係を明
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確にすればよいと思う。
・ P.3 2.1.2（評価項目）a)3)に記載の 中央制御室内へ取り込まれた放射性物質を与えるため，（設計）空気流入率が必要となる。
・ この記載だと，あたかも2章（被ばく評価）の（設計）空気流入率（中央制御室内に取り込まれた放射性物質）に，3章の空気流入率測定試験の結果を入力すればよいように読めてしまう。2章は設計値（空気流入率）を入力して実施した被ばく評価であり，3章は被ばく評価に入力した設計値（空気流入率）が妥当性であることを示す試験であるという論理が，この記載では見えない。
・ 手順としては被ばく評価が先であって，そこで使われた空気流入率の値が妥当であることを空気流入率測定試験で確認することになる。ただし，被ばく評価で判断基準を超えない限りは空気流入率の値を試験で確認しないと思う。
・ P.7 2.5.3（中央制御室に取り込まれた放射性物質による被ばく）の中に，（設計）空気流入率を適切に定めることについて明記すればよいと思う。
・ その記載で新設プラントと既設プラントとの考え方の違いが分かるのか？
・ 適切に定めるということで，新設および既設の区別なく解釈できると思う。
・ 2章（被ばく評価）では，（設計）空気流入率（中央制御室内に取り込まれた放射性物質）を適切に定めることについて記載し，3章（空気流入率測定試験）では2章で適切に定めた（被ばく評価に入力した）空気流入率が妥当であることを示す試験であるという繋がりが明確となるように，双方の記載を解説の記載も含めて見直す。
・ 3.6（判定基準）は，試験値（試験結果から得られた空気流入率の95%信頼限界の上限値）の求め方と判定基準に分けて記載してはどうか。
・ 3.6（判定基準）の記載は，何を試験結果とするかという議論の中で，試験結果はあくまで最確値であり，判定基準（当初は試験結果から得られた空気流入率の95%信頼限界の上限値）とは別に与えるべきだという指摘があり，現在の記載になったと理解している。
・ 現在の記載は、JEAC4203「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」の判定基準に記載されている， 試験方法に基づき実施した全体漏えい率試験により得られた平均漏えい率の95％信頼限界（上の限界）が，漏えい増加を考慮した許容漏えい率以下の場合を合格とする を参考とした。

・ 被ばく評価と空気流入率測定試験の双方に判定基準が存在するという指摘もある
ので，3.6（判定基準）では，3.5（試験方法）の試験結果から得られた空気流入率の95%信頼限界の上限値を求めるところまでの記載とし，それと比較する管理値については，被ばく評価の判断基準値100mSvを超えないように，信頼限界の上限値を包絡する適切な空気流入率を求めるということでよいのではないか。また，管理値を評価入力条件として使用する空気流入率の90%とするか否かの考え方は，この検討会で決めることは難しいので，今後のデータの蓄積や知見によって決めていくこととし，その旨解説に補足することでよいのではないか。
・ 今後のデータの蓄積ということになると，データを毎年採取して経年的変化を分析するということになるが，そのような機会が必要だということか？
・ 敢えてデータを採取する機会を設けなくても，プラントの全体数と試験の回数を考えればそれなりのデータが蓄積できるのではないか。まずは，仮の値として評価入力条件として使用する空気流入率の90%ということで決めてよいのではないか。
・ 管理値（判定基準）については，仮の値として評価入力条件として使用する空気流入率の90%としてよいが，何故90%とするのか？という議論になるので，解説に値の考え方と今後の知見を踏まえて見直すことについて，エクスキューズを記載する必要がある。
・ 被ばく評価では100mSvを超えないことを判断基準とし，その評価に使った入力条件が妥当か否かということを空気流入率測定試験で確認するというのは極めてシンプルな流れであって，双方に判定基準があっても全く問題ないと思う。被ばく評価
5で100mSvを超えないように空気流入率を決めるとか，95%信頼限界値の上限値と比較する判定基準を設けるという議論があって，今の混乱が生じている。当初の考え方に立ち返ってコメント対応する必要があって，今の規程案の記載で運用上どうしても問題があるということであれば見直す必要があるが，付加的な情報を排除し2章（被ばく評価）に空気流入率の考え方を示せば，3章（空気流入率測定試験）の目的，判定基準については原案のままで問題ないと思う。
・ 3章（空気流入率測定試験）の試験目的に，2章の被ばく評価で使用した空気流入率の妥当性を確認するということを，文言で有機的に繋ぐこととする。
・ 解説3.2（管理値）の ただし，管理値を上回っても，・・・，1年後に再試験を実施する の記載は，実際の検査では認めてもらえない可能性があるので削除する。
・ 「管理値」という言葉ではなくて，被ばく評価で適切に定めた空気流入率を上回らいない値といった，具体的な記載としてはどうか。
・ この値を超えるとプラントの運転ができないということでは，正に管理値だと思う。
いろいろな言い方はあるが，ここで言葉を定義すればよいと思う。
・ これまでのコメントを踏まえて「管理目標値」とする。
・ 「判断基準」と「判定基準」を使い分ける意味があるのか？
・ 試験は「判定基準」としている。
○資料No.10-3 コメントNo.23
・ 分科会での 数値については根拠を明確にしておくこと のコメントを踏まえて，被ばく評価に関する数値とその根拠について取りまとめた。空気流入率測定試験についても同様に取りまとめて，内容を精査した上で，次回安全設計分科会では参考として提示する。
○資料No.10-3 コメントNo.25
・ 「運転員の勤務形態に即して」の記載を「運転員の通常の勤務形態を参考に事故時の勤務形態を仮定して」の趣旨で記載する。
○資料No.10-3 コメントNo.28,No.45
・ JEACの全体構成について，資料No.10-5に基づき，規程本文・解説及び付録本文・解説とする。また，規程の巻頭に全体構成と規程・付録の位置づけについて記載する。
○資料No.10-3 コメントNo.40
・ 信頼限界の値については，（両側）95%から（片側）97.5%の記載とする。
○資料No.10-3 コメントNo.55-59（原子力規格委員会コメント）
・ 2.1.1想定事故については，解説2.1.1（想定事故）の 中央制御室の機能の重要性に鑑み 以降に，設計想定事象に十分な余裕があることを確認する（この場合は，本文2.2に数値を記載），あるいは立地評価指針の事故についても検討し余裕があることを確認する，の2つのパターンで文案を作成し再検討する。
第28回原子力規格委員会（3/18）のコメントについて，発言者の趣旨を以下のとおり確認した。
(No.55)・ 安全設計審査指針を受けた技術基準省令62号に基づくので仮想事故を想定するということだが，事故（設計用基準事象）を想定すべきである。
(No.57)・ 米国の更新ソースタームは時間遅れ（時間依存性）を考慮しているので，日本の仮想事故とは位置づけが違う。
（No.56,58）
・ シビアアクシデントについては現状，電力自主の扱いとなっているが，国が規制の中に取り込んでいくべきである。いずれシビアアクシデントでソースタームに仮想事故相当を取り込むにしても，このJEACで先取りして取り込むことには納得できない。また，ソースタームを仮想事故とすることは，国が一律に決めるものではない。
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・ ソースタームに関する記載については，JEAC4615「原子力発電所放射線遮へい設計規程」を参考に記載することに異論はないが，最終的な記載ぶりを見て判断する。
※JEAC4615記載内容
5.2.2事故時の線源（格納容器内あるいは2次遮へい内に放出される放射性物質等）（解説 5-3）
事故時の線源については，線源強度が大きくなる（格納容器又は2次遮へい内への放出放射能量が多い）事象を対象とし，「安全評価審査指針」に基づき，線源強度を設定する。
（解説 5-3）事故時遮へい設計における線源条件(1)制御室に留まる従事者に対する評価
格納容器，又は 2 次遮へい内への放出放射能量が多い原子炉冷却材喪失（事故）を対象に設定する。
なお，事故時の放射線量等の様相が厳しくなる「原子炉立地審査指針」における事故も対象に検討し，余裕があることを確認する。
・ ソースタームについてはJEAC4615を参考に記載することに対して，保安院からは，電気協会のJEACは民間規格なので記載に拘らないが，保安院の内規に取り込むガイドラインにはソースタームを仮想事故相当することを明記し，技術基準省令62号についてもガイドラインを引用し改正することで考えている。しかし，電気協会のJEACの法令上の取り扱いについては，最終的な出来上がりを見て判断する。
これに関する意見は以下のとおりであった。
・ 「仮想事故相当」の言葉を使わなければならないのか，資料No.10-3添付2にあるよ
うに，他の工学的安全設備に係る重要設備の機器・システム設計に用いているソースタームを仮定する，ということではいけないのか？
・ 保安院の見解からは「仮想事故相当」の言葉にこだわりはないが，実際の数値は仮想事故ということだと思う。
・ 現状の解説2.1.1（想定事故）の 中央制御室の機能の重要性に鑑み の記載に加えて，仮想事故のソースタームを使用している具体的な事例を記載してはどうか。
・ JEAC4615の記載を参考に記載してはどうか？
・ JEAC4615は一般公衆の放射線被ばくに関して規定しているので，仮想事故を想定している。本規程は，あくまで運転員の放射線被ばくの評価手法について規定するものであるから，一概に同じということではない。
・ JEAC4615にも事故時遮へい設計として，制御室に留まる従事者に対する評価が記載されている。
・ 実際の記載はどうなるのか？
・ 設計は各種事故でよいが，評価に当たっては仮想事故相当を想定するということでよいと思う。
・ 他の重要設備の機器・システム設計でも仮想事故をソースタームとしていることを言ってしまうと，仮想事故以外のソースタームを考えることができなくなるのではないか，ということを懸念している。
・ JEAC4615に記載されているように， 立地評価指針を対象に検討し余裕があることを確認する ということでよいのではないか。設計は設計相当事象でよいが，評価については事業者が自主的に仮想的な事故を想定しているので，それに対して余裕がある確認をする，という説明で納得いただけるのではないか。
・ 「立地評価指針」ということは，言う必要はないのではないか。
・ ソースタームの具体的な数値を記載して，保守的な条件によっても，という記載の方がよいのではないか。
・ 事故の程度ということでは，判断基準の被ばく線量100mSvと関連付けられないのか。
・ 2.1.1想定事故については，解説2.1.1（想定事故）の 中央制御室の機能の重要性
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に鑑み 以降に，設計想定事象に十分な余裕があることを確認する（この場合は，本文2.2に数値を記載），あるいは立地評価指針の事故についても検討し余裕があること確認する，の2つのパターンで文案を作成し再検討する。
（No.54）・ 1.3関係法規の技術基準省令62号は，本規程が技術基準省令62号第24条の2の放射線防護として技術審査され，これに基づいて規定されたものでないことから，参考の位置づけで記載する。また，1.2適用範囲に，この規程が技術基準省令62号第24条の2第3項に規定する「遮へいその他の適切な放射線防護措置」に関するものである旨記載する。
これに関する意見は以下のとおりであった。
・ 技術基準省令62号は性能要求であり，それを充足する仕様規定に民間規格を適用することになるが，本件に関する原子力規格委員会でのコメントは，仕様規定というのはおおむね設備仕様・設備規定（例えば，隔離弁やフィルターの設置要求等）であるが，この規程は評価の手法・手順を規定しているので，省令62号の要求事項ではないのではないか，という指摘だと理解している。本規程がエンドースされると技術基準省令62号解釈に記載されている別記-9と置き換わると思うが，本規程が技術基準省令62号第24条の要求事項に適合しているのか，要求事項の一部を満たすものであって全体を満たしていないのではないか？という指摘だと理解した。
・ 本規程は，あくまで技術基準省令62号第24条の2第3項に規定する「遮へいその他の適切な放射線防護措置」（別記-9）に置き換わるものである。
・ 被ばく評価であるが，空気流入率の低減ということでは施設要求も含んでいるのではないか。
6. その他
次回の検討会開催は，別途調整することとした。
以8上