資料 1-2【取扱注意】（原子力機構 大洗研究所）
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所（南地区）高速実験炉原子炉施設（「常陽」）第 4 条（地震による損傷の防止）に係る説明書（その 1：第 4 条第 1、2 項）

2019 年 10 月 7 日

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所高速実験炉部

目
1.

要求事項の整理2.

要求事項への適合性

次

2.1 耐震設計の基本方針
2.2 耐震重要度分類
2.3 要求事項（試験炉設置許可基準規則第 4 条第 1、2 項）への適合性説明

（別紙）
別紙 1：

「炉心の変更」に関する基本方針

別紙 2：

耐震重要度分類の考え方と耐震Ｓクラス施設及び耐震Ｂクラス施設の構造概要[1]1. 要求事項の整理「常陽」の炉心は、増殖炉心（以下「ＭＫ－Ⅰ炉心」という。
）から照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅱ
炉心」という。
）へ変更された後、更に変更を加え、熱出力を 140MW とした照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅲ炉心」という。
）に変更された。本申請では、更に変更を加え、熱出力を 100MW とした照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅳ炉心」という。
）を対象とする【「炉心の変更」に関する基本方針：別紙 1 参照】。
試験炉設置許可基準規則第 4 条第 1、2 項における要求事項等を第 1.1 表に示す。

4 条(1)-1[2]

第 1.1 表 試験炉設置許可基準規則第 4 条第 1、2 項における要求事項
及び本申請における変更の有無
要求事項

変更
の有無

１

試験研究用等原子炉施設は、地震力に十分に耐えることができるものでなければ

有

ならない。
２ 前項の地震力は、地震の発生によって生ずるおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなけ
ればならない。
【解釈】
・ 実用炉設置許可基準解釈第４条の規定を準用する（耐震重要度分類を除く）。
・ 「地震の発生によって生ずるおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度」とは、地震により発生するおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。
）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から、各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。
）
をいう。試験研究用等原子炉施設は、耐震重要度に応じて、以下のクラス（以下「耐震重要度分類」という。
）に分類するものとし、その分類の考え方は以下のとおりであり、具体的な分類の方法は別記１「試験研究用等原子炉施設の耐震重要度分類の考え方」による。
一Ｓクラス
次に掲げる施設はＳクラスとする。
イ

安全施設のうち、その機能喪失により周辺の公衆に過度の放射線

被ばくを与えるおそれのある設備・機器等を有する施設。
上記の「過度の放射線被ばくを与えるおそれのある」とは、安全機能の喪失による周辺の公衆の実効線量の評価値が発生事故当た
り５ミリシーベルトを超えることをいう。
ロ

津波防護機能を有する施設（以下「津波防護施設」という。）及び浸水防止機能を有する施設（以下「浸水防止施設」という。
）
ハ敷地における津波監視機能を有する施設（以下「津波監視設備」と

いう。
）
二

Ｂクラス

安全施設のうち、その機能を喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設をいう。
三Ｃクラス

Ｓクラス、Ｂクラス以外であって、一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設をいう。
・ ナトリウム冷却型高速炉にあっては、水冷却型研究炉との構造上の相違(低圧、薄肉、高温構造)を考慮した耐震設計とするとともに、構築物、系統及び機器の耐震設計上の重要度分類は、その設計の特徴を十分踏まえて行うこと。
4 条(1)-2[3]

2. 要求事項への適合性
2.1 耐震設計の基本方針（１）原子炉施設は、耐震重要度に応じて、以下の耐震重要度分類に分類する。なお、設計にあっては、水冷却型試験研究炉との構造上の相違（低圧、薄肉、高温構造）を考慮するとともに、耐震重要度分類はその設計の特徴を十分踏まえて行うものとする。また、耐震重要施設
は、Ｓクラスの施設とする。
Ｓクラス 安全施設のうち、その機能喪失により周辺の公衆に過度の放射線被ばくを与えるおそれのある設備・機器等を有する施設（「過度の放射線被ばくを与えるおそれのある」とは、安全機能の喪失による周辺の公衆の実効線
量の評価値が発生事故当たり 5mSv を超えることをいう。
）
Ｂクラス 安全施設のうち、その機能を喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設
Ｃクラス Ｓクラス、Ｂクラス以外であって、一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設（２）原子炉施設は、耐震重要度分類の各クラスに応じて算定する地震力が作用した場合においても、接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
（３）Ｓクラスの施設は、基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できるように設計する。また、弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。なお、静的地震力は、水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。動的地震力は、
水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（４）Ｂクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。また、共振のおそれのある施設については、その影響についての検討を行う。その場合、検討に用いる地震動は、弾性設計用地震動に 1/2 を乗じたものとする。なお、当該地震動による地震力は、水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（５）Ｃクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。
（６）耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全機能を損なわないように設計する。

4 条(1)-3[4]

2.2 耐震重要度分類
2.2.1 分類の方法に係る考え方
原子炉施設における設備・機器等の耐震重要度分類は、「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」及び同別記１「試験研究用等原子炉施設に係る耐震重要度分類の考え方」に基づき分類する【耐震重要度分類の考え方と耐震Ｓクラス
施設及び耐震Ｂクラス施設の構造概要：別紙 2 参照】。
2.2.2 クラス別施設
耐震重要度分類によるクラス別施設を以下に示す（第 2.2.1 表参照）。
（１）Ｓクラスの施設（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、１次冷却材の漏えいを低減するための施設（ⅵ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設
で、上記（ⅵ）以外の施設（ⅷ）その他（２）Ｂクラスの施設（ⅰ）１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅱ）２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅲ）原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系（ⅳ）放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし、内蔵量が少ないか又は貯蔵方式により、その破損によって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被
ばく線量に比べ十分小さいものは除く。
）（ⅴ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅵ）使用済燃料を貯蔵するための施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅶ）使用済燃料を冷却するための施設（ⅷ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設
で、Ｓクラス以外の施設（ⅸ）その他（3）Ｃクラスの施設（ⅰ）Ｓクラス及びＢクラス以外の施設

4 条(1)-4[5]

4 条(1)-5

[6]

Ｓ

適用範囲

主要設備(*1)（ⅰ）① 原子炉容器原子炉冷却材バウンダ
１）本体
リを構成する機器・配管 ② １次主冷却系、１次補助冷却系及び１系
次ナトリウム充填・ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）（ⅱ）① 原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備
使用済燃料を貯蔵する
１）貯蔵ラックための施設
２）水冷却池② 炉内燃料貯蔵ラック（炉心バレル構造物のうち、バレル構造体）
（ⅲ）
① 制御棒
原子炉の緊急停止のた ② 制御棒駆動系
めに急激に負の反応度１）駆動機構を付加するための施設
２）上部案内管及び原子炉の停止状態
３）下部案内管を維持するための施設 ③ 後備炉停止制御棒④ 後備炉停止制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管

クラス別施設１）原子炉建物
２）原子炉附属建物

１）原子炉建物
２）原子炉附属建物

１）機器・配管等の支持構造物

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

SS
SS

SS
SS

１）原子炉附属建物使用済
燃料貯蔵設備キャスクク
レーン２)原子炉附属建物使用済
燃料貯蔵設備燃料移送機

SS

SS

検討用
検討用
(*6)
適用範囲
(*6)
地震動
地震動
SS
１）格納容器内旋回式天井
SS
SS
クレーン
SS
２)燃料出入機

間接支持構造物(*4)
適用範囲１）機器・配管等の支持構造物

適用範囲

直接支持構造物(*3)

電気計装設備（原子炉保護系（スクラ １）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
ム）に関するもの）
造物
２）原子炉附属建物② 炉心支持構造物
１）炉心支持板
２）支持構造物③ 炉心バレル構造物
１）バレル構造体④ 炉心構成要素
１）炉心燃料集合体
２）照射燃料集合体
３）内側反射体４）外側反射体（Ａ）
５）材料照射用反射体６）遮へい集合体
７）計測線付実験装置
８）照射用実験装置①

適用範囲

補助設備(*2)(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(1) クラス別施設

4 条(1)-6

[7]

Ｓ

適用範囲

主要設備(*1)
適用範囲

補助設備(*2)
適用範囲

直接支持構造物(*3)

SS
SS

SS
SS

１）主排気筒２）燃料交換機

SS
SS

検討用
(*6)
地震動
SS

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

検討用
(*6)
適用範囲
地震動
SS
１）主冷却機建物抑止杭
SSSS

間接支持構造物(*4)
適用範囲

（ⅳ）
① 原子炉容器
１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
原子炉停止後、炉心から
１）本体
造物
２）原子炉附属建物
崩壊熱を除去するため ② 炉心支持構造物
３）主冷却機建物の施設
１）炉心支持板
２）支持構造物③ 炉心構成要素
１）炉心燃料集合体
２）照射燃料集合体④ １次主冷却系、１次補助冷却系及び１次ナトリウム充填・ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）
２）１次主循環ポンプポニーモータ
３）逆止弁⑤ ２次主冷却系、２次補助冷却系、２次ナトリウム純化系及び２次ナトリウム充
填・ドレン系
１）冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）
２）主冷却機（主送風機を除く。）（ⅴ）① 原子炉容器① 電気計装設備（ナトリウム漏えい検出 １）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
原子炉冷却材バウンダ
１）リークジャケット
器に関するもの）造物
２）原子炉附属建物
リ破損事故の際に障壁 ② １次主冷却系、１次補助冷却系及び１となり、１次冷却材の漏
次ナトリウム充填・ドレン系のうち、原えいを低減するための子炉冷却材バウンダリに属する容器・配施設
管・ポンプ・弁の配管（外側）又はリー
クジャケット③ １次主冷却系
１）逆止弁④ １次補助冷却系
１）サイフォンブレーク弁⑤ １次予熱窒素ガス系
１）仕切弁
（ⅵ）
① 格納容器① 電気計装設備（原子炉保護系（アイソ １）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
原子炉冷却材バウンダ ② 格納容器バウンダリに属する配管・弁
レーション）に関するもの）
造物
２）原子炉附属建物
リ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施
設

クラス別施設(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(2) クラス別施設

4 条(1)-7

[8]

Ｓ

適用範囲

主要設備(*1)（ⅶ）① 核燃料物質取扱設備
放射性物質の放出を伴
１）燃料出入機のうち、コフィン
うような事故の際にそ
２）トランスファロータのうち、本体及の外部放散を抑制する
びケーシング
ための施設で、上記（ⅵ） ３）燃料取扱用キャスクカーのうち、キ
以外の施設
ャスク
４）ナトリウム洗浄装置のうち、燃料洗
浄槽
５）燃料集合体缶詰装置のうち、回転移送機（ⅷ）① 中央制御室
その他② 非常用ディーゼル電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）③ 交流無停電電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）④ 直流無停電電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）⑤ 補機冷却設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）⑥ 空調換気設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）クラス別施設適用範囲

補助設備(*2)

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物
３）主冷却機建物

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

SS
SS
SS

検討用
検討用
(*6)
適用範囲
(*6)
地震動
地震動
SS
１）燃料取扱用キャスクカ
SSSSー（キャスクを除く。）

間接支持構造物(*4)
適用範囲１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物

適用範囲

直接支持構造物(*3)(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(3) クラス別施設

4 条(1)-8

[9]

Ｂ

適用範囲

主要設備(*1)（ⅰ）① １次ナトリウム純化系のうち、１次冷
１次冷却材を内蔵して却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る
いるか、又は内蔵しうる容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装施設で、Ｓクラス以外の等の小口径のものを除く。）
施設② １次オーバフロー系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）③ １次ナトリウム充填・ドレン系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）（ⅱ）① ２次ナトリウム純化系のうち、２次冷
２次冷却材を内蔵して却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る
いるか、又は内蔵しうる容器・配管・ポンプ・弁（Ｓクラスに属
施設で、Ｓクラス以外のするもの及び計装等の小口径のものを除施設く。）② ２次補助冷却系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポンプ・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）③ ２次ナトリウム充填・ドレン系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）（ⅲ）① １次アルゴンガス系
原子炉カバーガス等の
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属バウンダリを構成するする容器・配管・弁（ただし、計装等機器・配管系の小口径のものを除く。）② 回転プラグ（ただし、計装等の小口径のものを除く。）（ⅳ）① 気体廃棄物処理設備
放射性廃棄物を内蔵し ② 液体廃棄物処理設備ている施設（ただし、内 ③ 液体廃棄物貯蔵設備
蔵量が少ないか又は貯蔵方式により、その破損によって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容
被ばく線量に比べ十分小さいものは除く。）

クラス別施設適用範囲

補助設備(*2)

間接支持構造物(*4)

SB
SB

SB
SB
SB
SB
SB

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉附属建物
造物２）第一使用済燃料貯蔵建物
３）第二使用済燃料貯蔵建物
４）廃棄物処理建物
５）メンテナンス建物

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物
３）主冷却機建物

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物

SB
SB
SB

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物

適用範囲

検討用
(*6)
地震動
SB
SB

適用範囲

直接支持構造物(*3)
適用範囲

検討用
(*6)
地震動

波及的影響を考慮すべき設備(*5)(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(4) クラス別施設

4 条(1)-9

[10]

Ｂ

適用範囲

主要設備(*1)（ⅴ）① 核燃料物質取扱設備（Ｓクラスに属す
放射性廃棄物以外の放るものを除く。）
射性物質に関連した設 ② 放射線低減効果の大きい遮蔽（安全容備で、その破損により公器及び遮へいコンクリート冷却系を含
衆及び従業員に過大なむ。）
放射線被ばくを与える
可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅵ）① 第一使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯使用済燃料を貯蔵する
蔵設備
ための施設で、Ｓクラス
１）貯蔵ラック以外の施設
２）水冷却池② 第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備
１）貯蔵ラック
２）水冷却池（ⅶ）① 原子炉附属建物水冷却池水冷却浄化設
使用済燃料を冷却する
備ための施設② 第一使用済燃料貯蔵建物水冷却池水冷
却浄化設備③ 第二使用済燃料貯蔵建物水冷却池水冷
却浄化設備
（ⅷ）
① 外周コンクリート壁
放射性物質の放出を伴 ② アニュラス部排気系
うような事故の際にそ
１）アニュラス部排気系（アニュラス部の外部放散を抑制する
常用排気フィルタを除く。）
ための施設で、Ｓクラス ③ 非常用ガス処理装置
以外の施設④ 主排気筒（ⅸ）① 中央制御室（Ｓクラスに属するものをその他除く。）② 非常用ディーゼル電源系（Ｓクラスに属するものを除く）③ 交流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）④ 直流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）⑤ 電気計装設備（事故時監視計器の一部）⑥ 補機冷却設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）⑦ 空調換気設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）クラス別施設適用範囲

補助設備(*2)

SB
SB

SB
SB
SB

SB
SB

SB
SB
SB

１）第一使用済燃料貯蔵建物
２）第二使用済燃料貯蔵建物

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉附属建物
造物２）第一使用済燃料貯蔵建物
３）第二使用済燃料貯蔵建物

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物

１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物
３）主冷却機建物

検討用
(*6)
地震動
SB
SB

間接支持構造物(*4)
適用範囲１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
造物２）原子炉附属建物

適用範囲

直接支持構造物(*3)
適用範囲

検討用
(*6)
地震動

波及的影響を考慮すべき設備(*5)(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(5) クラス別施設

4 条(1)-10

[11]

Ｃ

適用範囲

主要設備(*1)

固体廃棄物貯蔵設備
新燃料貯蔵設備
主送風機
電気計装設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑤ 補機系設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑥ 空調系設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑦ 消火設備⑧ その他

Ｓクラス及びＢクラス ①
以外の施設
②
③
④

クラス別施設適用範囲

補助設備(*2)

間接支持構造物(*4)
適用範囲

検討用
(*6)
地震動
１）機器・配管、電気計装設備等の支持構 １）原子炉建物
SC造物
２）原子炉附属建物
SC３）第一使用済燃料貯蔵建物
SC４）第二使用済燃料貯蔵建物
SC
５）廃棄物処理建物
SC６）旧廃棄物処理建物
SC
７）メンテナンス建物
SC
適用範囲

直接支持構造物(*3)
適用範囲

検討用
(*6)
地震動

波及的影響を考慮すべき設備(*5)(*1) 主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
(*2) 補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
(*3) 直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
(*4) 間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
(*5) 波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
(*6) Ss：基準地震動 Ss により定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

クラス

第 2.2.1 表(6) クラス別施設

2.3 要求事項（試験炉設置許可基準規則第 4 条第 1、2 項）への適合性説明（地震による損傷の防止）
第四条

試験研究用等原子炉施設は、地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
２

前項の地震力は、地震の発生によって生ずるおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。
３ （省略）
４ （省略）
適合のための設計方針
１及び２ について
原子炉施設は、耐震重要度に応じて、以下の耐震重要度分類に分類する。なお、設計にあっては、
水冷却型試験研究炉との構造上の相違（低圧、薄肉、高温構造）を考慮するとともに、耐震重要度分
類はその設計の特徴を十分踏まえて行うものとする。また、耐震重要施設は、Ｓクラスの施設とする。
Ｓクラス

安全施設のうち、その機能喪失により周辺の公衆に過度の放射線被ばくを与えるおそれのある設備・機器等を有する施設（「過度の放射線被ばくを与えるおそれのある」とは、安全機能の喪失による周辺の公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり 5mSv を超えることをいう。
）

Ｂクラス 安全施設のうち、その機能を喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設
Ｃクラス Ｓクラス、Ｂクラス以外であって、一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設
Ｓクラス、Ｂクラス及びＣクラスの施設に係る耐震設計の基本方針を以下に示す。
（１）Ｓクラスの施設は、基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できるように設計する。また、弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。なお、静的地震力は、水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。動的地震力は、
水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（２）Ｂクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。また、共振のおそれのある施設については、その影響についての検討を行う。その場合、検討に用いる地震動は、弾性設計用地震動に 1/2 を乗じたものとする。なお、当該地震動による地震力は、水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（３）Ｃクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。
（４）耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全機能を損なわないように設計する。

4 条(1)-11
[12]

別紙 1

「炉心の変更」に関する基本方針[13]

1. 概要「常陽」の炉心は、増殖炉心（以下「ＭＫ－Ⅰ炉心」という。）から照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅱ
炉心」という。
）へ変更された後、更に変更を加え、熱出力を 140MW とした照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅲ炉心」という。
）に変更された。本申請では、更に変更を加え、熱出力を 100MW とした照射用炉心（以下「ＭＫ－Ⅳ炉心」という。
）を対象とする。
「炉心の変更」に関する基本方針を以下に示す。
2.

「炉心の変更」に関する基本方針「炉心の変更」は、改正された核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の施行に伴い、「常陽」を「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」等に適合させるための変更を行うにあたり、原子炉停止系統の信頼性を強化し、安全性を向上させること、一方で、高速炉燃料材料の開発等のための照射試験に必要な性能を維持することを目的とする（別図1.1 参照）。
原子炉停止系統は、独立した主炉停止系と後備炉停止系を設けることで信頼性を向上する。それぞれの原子炉停止系統に要求される停止能力の確保には、最大過剰反応度の削減が必要であり、ここでは、熱出力の低減及び燃料集合体最大装荷個数の削減により、出力補償や燃焼補償に係る過剰反応度を削減して対応することとした。一方で、照射試験性能として考慮すべき主なパラメータである線出
力と中性子照射量は、熱出力低減により基本的に低下する。必要な線出力又は中性子照射量を確保できる範囲に維持することも「常陽」の運転目的として肝要である。
熱出力を 100MW としたＭＫ－Ⅳ炉心は、これらの要件を満足するものであり、当該炉心に相応する
最大過剰反応度を核的制限値とする。なお、原子炉冷却系統施設の除熱能力は変更しないものとし、安全裕度を拡大することとしている。
「炉心の変更」に伴って生じる主な変更点等を別図 1.2 に示す。本申請にあっては、ＭＫ－Ⅳ炉心（熱出力 100MW）での核設計や熱設計を実施するとともに、当該設計結果を炉心燃料集合体の機械設計や被ばく評価、安全評価等に反映する。

4 条(1)-別紙 1-1[14]別図 1.1 「炉心の変更」に関する基本方針

別図 1.2 「炉心の変更」に伴って生じる主な変更点等
4 条(1)-別紙 1-2
[15]

別紙 2

耐震重要度分類の考え方と耐震Ｓクラス施設及び耐震Ｂクラス施設の構造概要[16]

1. 概要耐震重要度は、「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」
等を参考として設定した。当該設定のプロセスを以下に示す。
2. 施設全体としての耐震重要度分類「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の別記１「試験研究用等原子炉施設の耐震重要度分類の考え方」に基づく、施設全体としての耐震重要度分類の決定フローを第 2.1 図に示す。「常陽」は、停止機能、冷却機能、閉じ込め機能が全て失われた状態を想定した場合に、一般公衆に対する放射線影響の程度が大きく、「Ｓ及びＢクラス対象設備・機器等の検討が必要な試験研究用等原子炉施設」に分類される。

4 条(1)-別紙 2-1[17]4 条(1)-別紙 2-2[18]

Ｃクラス試験研究用等原子炉施設

一般産業施設と同等の安全性を要求

Ｓ及びＢクラス対象設備・機器等の検討が必要な試験研究用等原子炉施設

影響：大（過度の放射線被ばくを及ぼすおそれ（5mSvを超える））

第 2.1 図 施設全体としての耐震重要度分類の決定フロー

Ｂクラス対象設備・機器等の検討が必要な試験研究用等原子炉施設

影響：小一般公衆に対する
放射線影響の程度

機能喪失時の想定影響の算定

停止機能、冷却機能、閉じ込め機能全てが失われた状態を想定

3. 耐震Ｓクラス施設の選定プロセス
耐震Ｓクラス施設の選定結果を以下に示す。当該選定には、「試験研究の用に供する原子炉等の位
置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の別記１「試験研究用等原子炉施設の耐震重要度分類の考え方」に示されたプロセスを適用した。
（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止
状態を維持するための施設（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、１次冷却材の漏えいを低減するための施設（ⅵ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設（ⅷ）その他『「停止機能喪失」→「冷却機能喪失」→「閉じ込め機能喪失」』に係る耐震重要度分類の選定プロ
セスを第 3.1 図に示す。
「停止機能：（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設」は、「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の別記１「試験研究用等原子炉施設の耐震重要度分類の考え方」に基づき、耐震Ｓクラスとした。なお、「原子炉保護系（スクラム）」は、関連機能として「（ⅷ）
その他」に考慮する。「常陽」にあっては、停止機能以外の機能喪失が生じた場合、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれがあるため、冷却機能の一部をＳクラスとし、当該機能が維持されるとする必要がある。ここでは、「冷却機能：（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系及び（ⅳ）
原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設」を耐震Ｓクラスとすることで、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれの発生を防止することができる（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に係る評価結果に包絡される）。
『「停止機能喪失」→「閉じ込め機能喪失」→「冷却機能喪失」』に係る耐震重要度分類の選定プロ
セスを第 3.2 図に示す。
「停止機能：（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設」は、「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の別記１「試験研究用等原子炉施設の耐震重要度分類の考え方」に基づき、耐震Ｓクラスとした。なお、「原子炉保護系（スクラム）」は、関連機能として「（ⅷ）
その他」に考慮する。「常陽」にあっては、停止機能以外の機能喪失が生じた場合、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれがあるため、閉じ込め機能の一部をＳクラスとし、当該機能が維持されるとする必要がある。ここでは、「閉じ込め機能：（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系」
を耐震Ｓクラスとした。また、上記に鑑み、「冷却機能：（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系及び（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設」を耐震Ｓクラスとすることで、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれの発生を防止することができる（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に係る評価結果に包絡される）。
4 条(1)-別紙 2-3[19]また、ここでは、原子力発電所耐震設計技術規程等との比較検討も実施することとした。比較検討
結果を第 3.3 図に示す。当該検討に基づき、耐震Ｓクラスとした施設は、（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設、（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、１次冷却材の漏えいを低減するための施設、（ⅵ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設、（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設である。ただし、一部の施設カテゴリにあっては、機能喪失が生じた場合に、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれがあるかどうかに鑑み、耐震重要度分類を実施した。

4 条(1)-別紙 2-4[20]

4 条(1)-別紙 2-5

[21]

なし

停止機能及び維持されると仮定した
冷却機能をＳクラスとして選定する

停止機能並びに維持されると仮定した冷却機能及び閉じ込め機能をＳクラスとして選定するなし

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれ検討＊1

過度の放射線被ばく （5mSv）を及ぼすおそれ

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能、上記の 冷却機能及び閉じ込め機能以外は機能喪失）

検討対象設備・機器等の追加あり

1％燃料破損を想定

閉じ込め機能の一部は維持されると仮定するあり＊1

検討対象設備・機器等の追加

第 3.1 図 『「停止機能喪失」→「冷却機能喪失」→「閉じ込め機能喪失」』に係る耐震重要度分類の選定プロセス

冷却機能、閉じ込め機能は評価不要

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能及び上記の冷却機能以外の機能喪失）

終了

あり

冷却機能の一部は維持されると仮定する

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれ【停止機能】（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設【冷却機能】（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設【冷却機能及び閉じ込め機能】（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系

以下に示す施設をＳクラスとすることで、過度の放射線被ばくを排除可能

停止機能をＳクラスとして
選定する

なし

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能以外の機能喪失）

停止機能のみは維持 されると仮定 する「停止機能→冷却機能→閉じ込め機能」のケース

4 条(1)-別紙 2-6

[22]

なし

停止機能及び維持されると仮定した閉
じ込め機能をＳクラ スとして選定 する

停止機能並びに維持されると仮定した冷却機能及び閉じ込め機能をＳクラスとして選定するなし

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれ検討

過度の放射線被ばく （5mSv）を及ぼすおそれ

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能、上記の 冷却機能及び閉じ込め機能以外は機能喪失）

冷却機能の一部は維持されると仮定するあり

検討対象設備・機器等の追加検討対象設備・機器等の追加あり第 3.2 図 『「停止機能喪失」→「閉じ込め機能喪失」→「冷却機能喪失」』に係る耐震重要度分類の選定プロセス

冷却機能、閉じ込め機能は評価不要

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能及び上記 の閉じ込め機 能以外の機能 喪失）

終了

あり

閉じ込め機能の一部は維持されると仮定する

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれ【停止機能】（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設【閉じ込め機能及び冷却機能】（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系【冷却機能】（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設

以下に示す施設をＳクラスとすることで、過度の放射線被ばくを排除可能

停止機能をＳクラスとして
選定する

なし

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能以外の機能喪失）

停止機能のみは維持 されると仮定 する「停止機能→閉じ込め機能→冷却機能」のケース

4 条(1)-別紙 2-7[23]【Ａｓ・Ａクラス】（ⅰ）原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管及び機器（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅴ）原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅵ）原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設（ⅷ）その他【Ｂクラス】（ⅰ）原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて、一次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設（ⅱ）放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし、内蔵量が少ない
か又は貯蔵方式により、その破損によって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に比べ十分小
さいものは除く）（ⅲ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設（ⅳ）使用済燃料を冷却するための施設（ⅴ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、耐震Ａｓ及びＡクラスに属さない施設【Ｃクラス】（ⅰ）原子炉の反応度を制御するための設備で耐震Ａｓ、Ａ及びＢクラスに属さない施設（ⅱ）放射性物質を内蔵しているか、又はこれに関連した設備で耐震Ａｓ、Ａ及びＢクラスに属さない施設（ⅲ）放射線安全に関係しない設備等【Ｓクラス】（ⅰ）原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅴ）原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅵ）原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設（ⅷ）津波防護機能を有する施設及び浸水防止機能を有する設備（ⅸ）敷地における津波監視機能を有する設備【Ｂクラス】（ⅰ）原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて、一次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設（ⅱ）放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし、内蔵量が少ない
か又は貯蔵方式により、その破損によって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に比べ十分小
さいものは除く）（ⅲ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設（ⅳ）使用済燃料を冷却するための施設（ⅴ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラスに属さない施設【Ｃクラス】（ⅰ）上記Ｓクラス、Ｂクラスに属さない施設「常陽」重要度分類【Ｃクラス】（ⅰ）Ｓクラス及びＢクラス以外の施設【Ｂクラス】（ⅰ）１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅱ）２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅲ）原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系（ⅳ）放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし、内蔵量が少ない
か又は貯蔵方式により、その破損によって公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に比べ十分小
さいものは除く）（ⅴ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅵ）使用済燃料を貯蔵するため施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅶ）使用済燃料を冷却するための施設（ⅷ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅸ）その他【Ｓクラス】（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、１次冷却材の漏えいを低減するための施設（ⅵ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設（ⅷ）その他

第 3.3 図 原子力発電所耐震設計技術規程等との比較検討

原子力発電所耐震設計技術指針
重要度分類・許容応力編
JEAＧ4601-補-1984

原子力発電所耐震設計技術規程
JEAC4601-2015

4.

既許可の旧分類と新分類との対応
既許可の旧分類と新分類との対応を第 4.1 図に示す。旧分類Ａｓクラス施設は、新分類Ｓクラス施設としている。旧分類Ａクラス施設は、一部を新分類Ｓクラス施設、一部を新分類Ｂクラス施設としている。旧分類Ａクラス施設のうち、新分類Ｂクラス施設としたものには、「（ⅰ）１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設」、「（ⅱ）２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設」、「（ⅲ）原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系（一部）」、「（ⅴ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（一部）」、「（ⅵ）使用済燃料を貯蔵するための施設で、Ｓクラス以外の施設」、「（ⅷ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラス以外の施設」、「（ⅸ）その他（一部）」が該当する。これらの施設を新分類Ｂクラス施設としたプロセス等を以下に示す。
4.1 １次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設「１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設」には、１次ナトリウム純化系、１次オーバフロー系、１次ナトリウム充填・ドレン系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる容器・配管・ポンプ・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。
）が該当する。これらは、Ｓクラスに属する弁等により、原子炉冷却材バウンダリから隔離された施設であり、機能喪失を想定しても、原子炉停止後、炉心から崩壊熱が除去され、燃料体の健全性が確保されるため、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはないことから、
新分類Ｂクラス施設とした。なお、機能喪失を想定した場合の敷地境界外における実効線量は、
設計基準事故である「１次冷却材漏えい事故」に包絡される（5mSv を下回る）。
4.2 ２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設「２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設」には、２次ナトリウム純化系、２次補助冷却系、２次ナトリウム充填・ドレン系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる容器・配管・ポンプ・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。
）が該当する。これらは、Ｓクラスに属する弁等により、冷却材バウンダリから隔離された施設であり、機能喪失を想定しても、原子炉停止後、炉心から崩壊熱が除去され、燃料体の健全性が確保されるため、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはないことから、新分類Ｂ
クラス施設とした。また、放射性物質を有しない施設であり、機能喪失を想定しても、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはない。ただし、２次補助系については、多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材に該当するため、実用発電用原子炉の設置許可基準を最新知見として参考とし、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する（新分類Ｓクラス相当）。
4.3 原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系（一部）「原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系」には、１次アルゴンガス系のうち、原子炉カバーガスのバウンダリに属する容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。
）、及び回転プラグ（ただし、計装等の小口径のものを除く。）が該当する。原子炉カバー
4 条(1)-別紙 2-8[24]

ガスのバウンダリに属する容器・配管・弁は既許可よりＢクラス施設であり、これらの取扱いに変更はなく、回転プラグが、旧分類Ａクラス施設のうち、新分類Ｂクラス施設としたものに該当する。回転プラグは、原子炉カバーガス等のバウンダリの一部であり、機能喪失を想定しても、原子炉停止後、炉心から崩壊熱が除去され、燃料体の健全性が確保される。また、敷地境界外における実効線量は、設計基準事故である「１次アルゴンガス漏えい事故」に包絡される（5mSvを下回る）。ただし、回転プラグについては、多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材に該当するため、実用発電用原子炉の設置許可基準を最新知見として参考とし、
基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する（新分類Ｓクラス相当）。
4.4 放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（一部）「放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設」には、核燃料物質取扱設備（Ｓクラスに属するものを除く。
）及び放射線低減効果の大きい遮蔽（安全容器及び遮へいコンクリート冷却系を含む。
）が該当する。核燃料物質取扱設備及び放射線低減効果の大きい遮蔽は、既許可よりＢクラス施設であり、これらの取扱いに変更はない。一方、安全容器及び遮へいコンク
リート冷却系については、仮想事故時において、冷却材保持機能及び崩壊熱除去機能に期待しており、既許可では旧分類Ａクラス施設としてきたが、ここでは、当該機能喪失を想定しても、原
子炉停止後、炉心から崩壊熱が除去され、燃料体の健全性が確保されるため、過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはないことから、Ｂクラスに属する「放射線低減効果の大きい遮蔽」を支持等するための施設として、当該施設と同等とした。ただし、安全容器及び遮へいコンクリート冷却系については、多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材に該当するため、実用発電用原子炉の設置許可基準を最新知見として参考とし、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する（新分類Ｓクラス相当）。
4.5 使用済燃料を貯蔵するための施設で、Ｓクラス以外の施設「使用済燃料を貯蔵するための施設で、Ｓクラス以外の施設」には、第一使用済燃料貯蔵建物
使用済燃料貯蔵設備及び第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備の貯蔵ラック及び水冷却池が該当する。
第一使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備及び第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設
備に貯蔵される使用済燃料は、原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備等で 1 年以上冷却貯蔵されたものとしている。また、第一使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備水冷却池にあっては 600 体、第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備水冷却池にあっては 350 体の使用済燃料を貯蔵する能力を有する（合計：950 体）。燃料集合体の燃焼度が一様に最大燃焼度に達した場合に燃料集合体に蓄積される希ガス及びよう素の 100％に相当する量（950 体の同時破損を想定）が、瞬時に水中に放出され、さらに、水中に存在する希ガス及びよう素の 100％が建物内に瞬時に放出され、その全量が直接大気中に放出されるものとした場合の敷地境界外における実効線量は、以下に示すように 5mSv を下回る。なお、燃料集合体は、最大燃焼度に達した後、13 日間の燃料交換、60 日間の炉内燃料貯蔵ラックでの中間貯蔵、5 日間の燃料取扱作業及び 365 日の原子炉附属4 条(1)-別紙 2-9[25]

建物使用済燃料貯蔵設備水冷却池における冷却を考慮している。その他の条件は、設計基準事故の「燃料取替取扱事故」と同じである。
【大気中に放出される核分裂生成物】
・ よう素（I-131 換算）：約 6.5×102Bq

・ 希ガス（γ線 0.5MeV 換算）：約 3.6×1013Bq【敷地境界外における実効線量】
・ よう素の吸入による小児の内部被ばく：約 1.8×10-8mSv

・ 希ガスのγ線による外部被ばく：約 2.5×10-1mSv

・ 合計：約 2.5×10-1mSv

4.6 放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラス
以外の施設「放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラス
以外の施設」には、外周コンクリート壁、アニュラス部排気系（アニュラス部常用排気フィルタを除く。
）、非常用ガス処理装置、主排気筒が該当する。
設計基準事故である「１次冷却材漏えい事故」、「１次アルゴンガス漏えい事故」及び「気体廃棄物処理設備破損事故」では、すべての燃料集合体の燃焼度が一様に最大燃焼度に達した場合に炉心に蓄積される希ガス及びよう素の 1％に相当する量が、１次冷却材中に放出されるものとした評価を実施している。
「１次冷却材漏えい事故」及び「１次アルゴンガス漏えい事故」において、格納容器内に放出された希ガス及びよう素は、①アニュラス部→アニュラス部排気系・非常用ガス処理装置→主排気筒から放出（主排気筒放出）、②格納容器ドーム部から直接放出（地上放出）の経路で大気中に放出される。「気体廃棄物処理設備破損事故」においては、①空調換気設備→主排気筒から放出（主排気筒放出）、②直接放出（地上放出）の経路で大気中に放出される。非常用換気設備のフィルタにおけるよう素の除去効率を無視するとともに、希ガス及びよう
素は主排気筒を経由せず、直接大気放出（地上放出）されるものとした場合の敷地境界外における実効線量は、以下に示すように 5mSv を下回る。なお、その他の条件は、設計基準事故の「１次冷却材漏えい事故」、「１次アルゴンガス漏えい事故」及び「気体廃棄物処理設備破損事故」と同じである。設計基準事故の評価条件との比較を第 4.1 表に示す。
１次冷却材漏えい事故【大気中に放出される核分裂生成物】
・ よう素（I-131 換算）：約 1.4×1011Bq

・ 希ガス（γ線 0.5MeV 換算）：約 5.0×1011Bq【敷地境界外における実効線量】
・ よう素の吸入による小児の内部被ばく：約 2.0mSv

・ 希ガスのγ線による外部被ばく：約 2.6×10-3mSv

・ 合計：約 2.0mSv

4 条(1)-別紙 2-10[26]

１次アルゴンガス漏えい事故【大気中に放出される核分裂生成物】
・ よう素（I-131 換算）：約 9.0×108Bq

・ 希ガス（γ線 0.5MeV 換算）：約 1.8×1013Bq【敷地境界外における実効線量】
・ よう素の吸入による小児の内部被ばく：約 1.4×10-2mSv

・ 希ガスのγ線による外部被ばく：約 9.4×10-2mSv

・ 合計：約 1.1×10-1mSv

気体廃棄物処理設備破損事故【大気中に放出される核分裂生成物】
・ よう素（I-131 換算）：約 1.6×109Bq

・ 希ガス（γ線 0.5MeV 換算）：約 1.6×1013Bq【敷地境界外における実効線量】
・ よう素の吸入による小児の内部被ばく：約 4.3×10-2mSv

・ 希ガスのγ線による外部被ばく：約 1.1×10-1mSv

・ 合計：約 1.5×10-1mSv

4.7 その他（一部）「その他」には、中央制御室（Ｓクラスに属するものを除く。）、非常用ディーゼル電源系（Ｓクラスに属するものを除く）、交流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）、直流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）、電気計装設備（事故時監視計器の一部）、補機冷却設
備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）、空調換気設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）
が該当する。これらは、上記の分類変更に対応し、該当する部分の分類を変更したものである。

4 条(1)-別紙 2-11[27]

4 条(1)-12

[28]

１次冷却材
漏えい事故

１次
アルゴンガス
漏えい事故
気体廃棄物
処理設備
破損事故

希ガス：100％
よう素：10％

希ガス：100％
よう素：10％希ガス：無視よう素：
無機：半減期 1h
有機：無視

希ガス：無視よう素：無視格納容器内ﾌﾟﾚｰﾄｱｳﾄ等
による減衰
希ガス：無視よう素：
無機：半減期 1h
有機：無視

希ガス：100％
よう素：10-3％

希ガス：100％
よう素：10-3％

冷却材中→
カバーガス中への移行

直接:100%*2

主排気筒
又は直接*1

主排気筒又は直接*1

格納容器内
雰囲気→
大気中への移行

第 4.1 表 設計基準事故の評価条件との比較

希ガス：考慮
よう素：考慮

ダンプタンク等における減衰

主排気筒：90％
直接：10％

建物内雰囲気→大気中への移行（放射性物質の放出を伴うよう
１次
希ガス：無視希ガス：100％
な事故の際にそアルゴンガス
直接:100%*2
よう素：無視よう素：10-3％の外部放散を抑漏えい事故制するための施
気体廃棄物
希ガス：100％
希ガス：考慮
設で、Ｓクラス以
処理設備
直接：100％
よう素：10-3％
よう素：考慮
外の施設）
破損事故＊1： 主排気筒は非常用換気設備を経由（非常用換気設備のフィルタのよう素に対する除去効率：90％）。それぞれの経路から大気中に放出されるよう素（I-131 換算）、希ガス（γ線 0.5MeV 換算）の量を以下に示す。
「１次冷却材漏えい事故」；主排気筒放出：よう素 1.4×1010Bq、希ガス 4.9×1011Bq、直接放出：よう素 2.5×108Bq、希ガス 8.9×108Bq「１次アルゴンガス漏えい事故」；主排気筒放出：よう素 9.0×107Bq、希ガス 1.8×1013Bq、直接放出：よう素 1.7×106Bq、希ガス 3.3×1010Bq＊2： ①アニュラス部→原子炉附属建物から直接放出（地上放出）、②格納容器ドーム部から直接放出（地上放出）の経路がある。なお、経路①において、非常用換気設備を経由しないものとし、非常用換気設備のフィルタのよう素に対する除去効率を無視する。それぞれの経路から大気中に放出されるよう素（I-131 換算）、希ガス（γ線 0.5MeV 換算）の量を以下に示す。設計基準事故と比較したとき、放出量としては、経路①のよう素の量が異なるのみである
が、経路①の相対線量及び相対濃度についても経路②と同様に地上放出のものを使用しているため、放出量の違い以上に実効線量が大きくなる。
「１次冷却材漏えい事故」；経路①：よう素 1.4×1011Bq、希ガス 4.9×1011Bq、経路②：よう素 2.5×108Bq、希ガス 8.9×108Bq「１次アルゴンガス漏えい事故」；経路①：よう素 9.0×108Bq、希ガス 1.8×1013Bq、経路②：よう素 1.7×106Bq、希ガス 3.3×1010Bq
注： 下線は設計基準事故の評価条件と異なる箇所を示す。

耐震重要度分類
評価用

設計基準事故

１次冷却材
漏えい事故

事故

冷却材中→
格納容器内
雰囲気への移行4 条(1)-別紙 2-13[29]

安全容器及び遮へいコンクリート冷却系（Ｂクラスに属する「放射線低減効果の大きい遮蔽」を支持等するための施設）

第一使用済燃料貯蔵建物及び第二使用済燃料貯蔵建物の水冷却池及び貯蔵ラック

主排気筒及び非常用ガス処理装置（ⅴ）放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した設備で、その破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設 ※ 一部が該当（ⅵ）使用済燃料を貯蔵するための施設
で、Ｓクラス以外の施設（ⅷ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、Ｓクラス以外の施設

第 4.1 図 既許可の旧分類と新分類との対応（上記の分類変更に対応し、該当する部分の分類を変更）

回転プラグ（原子炉カバーガス等のバウンダリの一部）（ⅲ）原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系※ 一部が該当（ⅸ）その他 ※ 一部が該当

２次ナトリウム純化系、２次補助冷却系、２次ナトリウム充填・ドレン系（Ｓクラスに属する弁等により、冷却材バウンダリから隔離された施設）

１次ナトリウム純化系、１次オーバフロー系、１次ナトリウム充填・ドレン系（Ｓクラスに属する弁等により、原子炉冷却材バウンダリから隔離された施設）（ⅰ）１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅱ）２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設「旧分類Ａクラス→新分類Ｂクラス」に該当する主な施設

ＣＣ※ 安全容器及び遮へいコンク
リート冷却系については、Ｂ
ＤＢＡ資機材＊ 2 として、Ｓクラス相当＊ 3

※ 回転プラグについては、Ｂ
ＤＢＡ資機材＊ 2 として、Ｓクラス相当＊ 3※ ２次補助冷却系については、
ＢＤＢＡ資機材＊ 2 として、Ｓクラス相当＊ 3

備考＊1： 機能喪失により周辺の公衆に過度の放射線被ばくを与えるおそれのある（5mSv超）設備・機器等を有する施設を「Ｓ」、過度の放射線被ばくを与えるおそれのない（5mSv以下）設備・機器等を有する施設を「Ｂ」に分類。
＊2： 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材に該当。
＊3： 実用発電用原子炉の設置許可基準を最新知見として参考とし、
基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備

クラス別施設

Ｂ

Ｂ

＊1

Ｓ

Ａｓ

Ａ

新分類

旧分類

【旧分類Ａクラス施設のうち、新分類Ｂクラス施設としたものの安全機能の重要度分類】

4 条(1)-別紙 2-14[30]

「旧分類Ａクラス→新分類Ｂクラス」

該当する安全機能の重要度分類に該当する主な施設

備考

ＰＳ－３： １次冷却材を内蔵する機能（ＰＳ－１以

１次ナトリウム純化系外のもの）

１次オーバフロー系※

１次ナトリウム充填・ドレン系（Ｓクラスに属する弁等により、原子炉冷却材バウンダリから隔離された施設）

１次ナトリウム純化系、１次オー
バフロー系、及び１次ナトリウム充
填・ドレン系の一部は、ＰＳ－２の「原子炉カバーガス等のバウンダリ機能」にも属する。

※ ２次補助２次ナトリウム純化系

冷却系につい２次補助冷却系
２次ナトリウム充填・ドレン系

該当なし（Ｓクラスに属する弁等により、冷却材バウては、ＢＤＢ
Ａ資機材として、Ｓクラスンダリから隔離された施設）

相当※ 回転プラ
グについて

回転プラグ

ＰＳ－２： 原子炉カバーガス等（原子炉カバーガス等のバウンダリの一部）のバウンダリ機能

は、ＢＤＢＡ
資機材として、Ｓクラス相当※ 安全容器及び遮へいコンクリート冷安全容器及び遮へいコンクリート冷却系（Ｂクラスに属する「放射線低減効果の大きい遮蔽」を支持等するための施設）

ＭＳ－２： 放射線の遮蔽及び放却系について

出低減機能

は、ＢＤＢＡ
資機材として、Ｓクラス相当

ＰＳ－２： 原子炉冷却材バウン
第一使用済燃料貯蔵建物及び第二使用済燃料貯蔵建物の水冷却池及び貯蔵ラック

ダリに直接接続されていないものであって、放射性物質を貯蔵する機能

主排気筒及び非常用ガス処理装置

ＭＳ－２： 放射線の遮蔽及び放出低減機能

4 条(1)-別紙 2-15[31]

【耐震Ｓクラス施設及び耐震Ｂクラス施設の構造概要（参考図）】

4 条(1)-別紙 2-16[32]

4 条(1)-別紙 2-17[33]

炉心構成要素制御棒／
後備炉停止制御棒

原子炉容器

回転プラグ

下部案内管

上部案内管

原子炉容器

バレル構造体

炉心支持板

炉心構成要素支持構造物

参考図1 原子炉本体の構造概要

炉心支持板／バレル構造体／支持構造物

駆動機構

4 条(1)-別紙 2-18

[34]

電磁ポンプ

補助中間
熱交換器

１次冷却材ダンプタンク（A）

１次ナトリウム充填・ドレン系

２次補助冷却系

１次補助冷却系

【B】

参考図2

【A】

オーバフロータンク【A】

１次主冷却系（Aループ）＊1

１次主循環
ポンプ（B）軸封＊1：１次主冷却系のBループは省略

１次ナトリウム純化系

アルゴンガス供給系

気体廃棄物処理系

１次ナトリウム充填・ドレン系

１次オーバフロー系

オーバフローカラム（A）

１次主循環ポンプ（A）

コールドトラップ（2基）

電磁ポンプ

主中間熱交換器（A）

２次主冷却系

１次アルゴンガス系
オーバフローカラム（B）

１次アルゴンガス系
圧力調整ヘッダ

原子炉冷却系統施設の構造概要（1/3）

１次冷却材ダンプタンク（B）

【B】

回転プラグ

主中間熱交換器（B）

原子炉容器

サイフォンブレーク弁

電磁ポンプ

4 条(1)-別紙 2-19

[35]

回転プラグ

リーク
ジャケット

予熱窒素ガス系
仕切弁

主中間熱交換器（A）

２次主冷却系

オーバフローカラム（A）

１次主冷却系（Aループ）＊1

配管（外側）＊1：１次主冷却系のBループは省略

１次ナトリウム充填・ドレン系

１次主循環ポンプ（A）

参考図2 原子炉冷却系統施設の構造概要（2/3）

１次冷却材ダンプタンク（Ａ／Ｂ）

予熱窒素ガス系
仕切弁

原子炉容器

ナトリウム漏えい検出器

サイフォンブレーク弁

予熱窒素ガス系
仕切弁

電磁ポンプ

補助中間
熱交換器

１次ナトリウム充填・ドレン系

２次補助冷却系

１次補助冷却系

１次オーバフロータンク

4 条(1)-別紙 2-20

[36]

循環ポンプ

【A】

送風機

↓ 循環ポンプ→ 原子炉容器

補助中間熱交換器

主中間
熱交換器（B）出口

２次ナトリウム
充填・ドレン系

２次主冷却系
オーバフロータンク（Ｂ）

コールド
トラップ

２次ナトリウム純化系←【A】

１次主循環ポンプ

原子炉容器

２次ナトリウム
充填・ドレン系

２次主冷却系
オーバフロータンク（Ａ）

電磁ポンプ

【B】

↓

２次主冷却系（Ａループ）＊1

主冷却機

２次ナトリウム
充填・ドレン系＊1：２次主冷却系のBループは省略

主中間熱交換器（Ａ）

主送風機

参考図3 原子炉冷却系統施設の構造概要（3/3）

２次冷却材ダンプタンク

２次主循環
ポンプ（Ｂ）出口

２次主冷却系（Ｂ）
主冷却機入口

補助冷却機

２次主循環ポンプ（A）

主冷却機

【B】

主送風機

4 条(1)-別紙 2-21

[37]

原子炉容器

１次主冷却系
１次補助冷却系

アニュラス部

外周コンクリート壁

放射線低減効果の大きい遮蔽（安全容器及び遮へいコンクリート冷却系を含む。）

配管・弁

格納容器

参考図4 原子炉格納施設の構造概要

非常用ガス処理装置
アニュラス部排気系

主排気筒

参考図5 核燃料物質取扱設備の構造概要

取扱注意

4 条(1)-別紙 2-22[38]

4 条(1)-別紙 2-23

[39]

真空破壊槽

水冷却池

参考図6

浄化脱塩塔

冷却器

原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備の構造概要

冷却水循環ポンプ

廃液タンク

貯蔵ラック

真空ポンプ

補機冷却水戻り

補機冷却水

4 条(1)-別紙 2-24

[40]

参考図7

浄化脱塩塔

冷却水循環ポンプ

第一使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備の構造概要

補機冷却水循環ポンプ

雑排水

廃液タンク

冷却器

補機水槽

冷却塔

水冷却池

貯蔵ラック

真空破壊槽

真空ポンプ

M

4 条(1)-別紙 2-25

[41]

集水ピット

水冷却池

貯蔵ラック

参考図8

浄化脱塩塔

冷却器

冷却水ポンプ

第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備の構造概要

水冷却池水循環ポンプ

ろ過器

真空ポンプ

補機水槽

冷却塔

4 条(1)-別紙 2-26

[42]

その他のトリップ信号

プロセス計装

核計装

指示

指示

指示

指示

スクラム

補助継電器
接 触 器

指示

その他の設備

制御棒駆動機構

その他のインターロック動作

論理回路

参考図9 安全保護回路の構造概要

アイソレーショントリップ信号

トリップ信号中央制御室外原子炉停止盤

中央制御室
制御盤

指示

4 条(1)-別紙 2-27[43]

参考図10 気体廃棄物処理系の構造概要

アルゴン廃ガス処理系

4 条(1)-別紙 2-28

[44]

各 建物 の 廃 液 タン ク

核 燃料 物 質 使 用施 設

建 物 廃 液 タ ン ク

第二 使 用 済 燃 料 貯 蔵

建 物 廃 液 タ ン ク
ン

洗

過

ク

液

器

固 体 廃 棄物として処理

固 化 装 置

タ

逆

ろ

タ

濃

タ

ン

縮

ン

ク

液

ク

廃 液 調 整参考図11 液体廃棄物処理系の構造概要

受 入タンク

液体廃棄物Ａ

受入タンク

液体廃棄物Ａ
液体廃棄物Ｂ

第 一使 用 済 燃 料 貯 蔵

液体廃棄物Ｂ

ア ルコ ール 分 再使 用

メ ン テ ナン ス 建 物
廃液タンク

原 子炉 附属 建物

アルコール廃液処理装置

タ

ン

ク

廃 液 移 送処 理 装 置蒸 発 濃 縮ット

大 洗 研究 所
廃棄 物管 理 施設

一般 排 水へピ

蒸気ドレン