原子力委員会は、日本原子力発電（株）から申請のあった敦賀発電所原子炉に関する原子炉等規制法に定める設置許可基準の適合について、内閣総理大臣から昨年10月22日付けで諮問を受けた。
以来、安全性については、原子炉安全専門審査会に審査を指示し、本年3月14日に、審査会長から安全性は確保しうる旨原子力委員長に報告がなされた。
さらに、委員会としては、審査会から報告があった安全性のほか、平和利用、計画的開発利用、経理的能力等についても審査を行ない、設置の許可基準に適合する旨4月7日の定例会議で結論を得、同日付けで内閣総理大臣あてに答申した。
同炉の計画概要と答申書全文は、以下のとおりである。
＜原電敦賀発電炉の計画概要＞
1.敷地、原子炉の型式・出力
本原子炉は福井県敦資市内（敦賀半島北端、敷地面積140万平方米）に設置され、型式は、直接サイクルの低濃縮ウラン軽水減速、沸騰水型（BWR）で、熱出力970MW、電気出力322MWである。
2.工事計画
建設工事の予定は、昭和41年4月に着工したとして、昭和44年9月燃料装荷、昭和44年12月竣工である。
工事の主建設者は、米国G.E.社で、総工事費中40％は外貨払である。
3.使用済燃料の処分
使用済燃料は原子燃料公社で再処理を行なう。
4.経理
発電所の総工事費は約324億円である。所要資金の調達は、増資100億円、外貨借入れ109億円、国内金融機関借入れ115億円に依存する。発電単価は、KWH当り初年度3円15銭である。
5.経過
原電からの申請は、昨年10月11日に行なわれた。これに対し、原子炉安全専門審査会の原子力委員会あての報告が本年3月14日になされ、原子力委員会は内閣総理大臣に対し、4月7日に答申した。
＜原子力委員会答申書＞
41原委第69号
昭和41年4月7日
内閣総理大臣 殿
原子力委員会委員長
日本原子力発電株式会社の敦賀発電所の原子炉の設置について（答申）
昭和40年10月22日付け40原第3502号（昭和41年3月11日付け41原第1008号および4月6日付け41原第1401号をもって一部訂正）をもって諮問のあった標記の件については、下記のとおり答申する。
記
日本原子力発電株式会社が商業発電用の目的をもって、福井県敦賀市に設置する濃縮ウラン、軽水減速、軽水冷却の沸騰水型、熱出力970MWの原子炉1基の設置許可申請は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第24条第1項各号に規定する許可の基準に適合しているものと認める。なお、各号の基準の適用に関する意見は、別紙のとおりである。
（別紙）
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第24条第1項各号に規定する許可基準の適用に関する意見
（平和利用）
1 この原子炉は、日本原子力発電株式会社が卸電気事業を営むために用いられるものであって、平和の目的以外に利用されるおそれがないものと認める。
（計画的開発利用）
2 日本原子力発電株式会社が原子力発電のため、この原子炉を設置することは、「原子力開発利用長期計画」に定める方針に則っており、わが国における今後の発電用原子炉に関する技術の開発を促進し、将来のエネルギー供給の安定を図る上にも十分の意義を有するものと考えられるので、この原子炉の設置がわが国の原子力開発および利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないものと認める。
（経理的基礎）
3 この原子炉の設置に要する資金は、増資のほか、米国の輸出入銀行等からの外資借入れおよび日本開発銀行を含む国内金融機関からの借入れに依存することとなっている。
所要資金については、その調達の計画内容等からみて調達可能と考えられるので、原子炉を設置するために必要な経理的基礎があると認める。
（技術的能力）
4 別添の原子炉安全専門審査会の審査結果のとおり、この原子炉を設置し、その運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があるものと認める。
（災害防止）
5 別添の原子炉安全専門審査会の審査結果のとおり、この原子炉の位置、構造および設備は、核燃料物質、核燃料物質によって汚染された物または原子炉による災害防止上支障がないものと認める。
〔別添〕
昭和41年3月14日
原子力委員会
委員長 上原正吉殿
原子炉安全専門審査会
会長 山田太三郎
日本原子力発電株式会社敦賀発電所原子炉の設置に係る安全性について
当審査会は、昭和40年10月29日付け40原委第195号（昭和41年3月11日付け41原委第56号をもって訂正）をもって、審査の結果を求められた標記の件について、結論を得たので報告します。
Ⅰ 審査結果
日本原子力発電株式会社が、商業発電を目的として福井県敦賀市に設置しようとする低濃縮ウラン、軽水減速、軽水冷却の沸騰水型原子炉に関し、同社が提出した「敦賀発電所の原子炉設置許可申請書」（昭和40年10月11日付け申請および昭和41年3月10日付訂正）に基づいて審査した結果、本原子炉の設置に係る安全性は十分確保し得るものと認める。
Ⅱ 審査内容
1.設置計画の概要
本原子炉の立地条件および施設の概要は、次の通りである。
1.1立地条件
（1）敷地および周辺環境
敷地は、敦賀半島北端の東側にある浦底湾に面しており、三方を山に囲まれ、その広さは約1,400,000m2である。
原子炉は、西側山麓に設置される。原子炉付近は、標高約3mに整地され、西側の山に対しては、土石の押し出し、落石の防止に十分な対策が講ぜられる。原子炉から敷地境界までの大体の距離は、東側600m、北側600m西側250mおよび南側450mで、南側の地役権設定区域を入れると600mである。なお、浦底湾沿いの公道まで250mである。
周辺には、北約800mに立石、南約1.500mに浦底の部落があり、人口は、おおよそ、半径1km以内170人、5km以内580人、半島の10km以内で、1,700人である。人口320,00人の敦賀市の市街地までは、約11kmである。
（2）地質
半島一帯は、花崗岩地帯で、岩盤の上層部は、中古期洪積世の砂礫層におおわれている。原子炉設置予定の西側山麓では、岩盤が比較的浅く、地表下10m前後である。
花崗岩中には、小破砕帯がいくつか存在するが、今後活動する見込みはなく、幅も僅少で、強度もかなり期待できる。なお、原子炉建物は、できるだけ小破砕帯から避けるとともに、小破砕帯に対して十分な対策が講ぜられる。
（3）水理
敷地内には、西方山地より流出する二つの渓流があり、捕底湾に注いでいる。淡水源としては、二渓流を主水源とし、さらに敷地内の猪ケ池からも取水する。
また、復水器冷却用水は、浦底湾の深層から取水し、表層へ放水する。
（4）海象
浦底湾内は、四季を通じて極めて静穏であり、潮の干満の差は少ない。湾流は、一般に微弱であるが敦賀湾を経て、外海と交流していることが確認されている。
（5）気象
敦賀測候所の過去の記録および敷地内1年間の観測結果によれば、年間を通じて南寄りと北寄りの風が卓越している。大気の安定状態（英国気象局法によるE、F、G型）の出現頻度は、年間約20％であり、このときには、南寄りの風が多い。逆転層は年間を通じ約35％発生しているが、その約90％は、高さ100m以下である。
（6）地震
過去の記録によると、福井県近辺では被害を及ぼすような大きい地震がたびたびおこっているが、敦賀市では被害がほとんどなかった。
そのうちで同市街地で僅かながら被害のあった越前岬沖地震のときには、敷地附近は、震央に近いにもかかわらず、被害は全くなかった。
これは、敷地附近が花崗岩地帯であるためと考えられる。
従って、今後この地方に大きな地震がおこっても、敷地附近の震度は、大きくないものと推定される。
1.2 原子炉施設
本原子炉は、熱出力約970MW（電気出力約322MW）の直接サイクルの強制循環沸騰水型である。
炉心部は、円筒形鋼製圧力容器に収められ、燃料としては、低濃縮二酸化ウランのペレットを詰めた実効長約3.7mの燃料棒を7×7に組立てた集合体が使用される。
その装荷量は、ウラン約61トンである。
制御棒は、ボロンカーバイド粉末を充填したステンレス鋼管を十字形に配列したもので、原子炉の下方から水圧により駆動される。また、後備停止装置として、手動の液体毒物注入系がある。
冷却系には、強制循環用の再循環回路3系統およびタービンへの主蒸気管2本が設けられる。
計測系には、安全操作に必要な設備が設けられ、とくに、核計測用としては、インコアモニタ方式が採用される。
格納容器は、ドライウエルとサプレッションチエンバを備えた圧力抑制型で、その外側は、円筒形の鉄筋コンクリート造原子炉建物になっている。
そのほか、原子炉施設として必要な廃棄物処理施設、放射線管理施設等が設けられる。
2.安全対策
本原子炉は、以下のような種々の安全対策が講ぜられることとなっており、十分な安全性を有するものであると認める。
2.1動特性
沸騰水型の原子炉は、すでにいくつか建設され、運転経験も得られているので、実証的な資料があり、核特性についての計画値は十分信頼し得るものと考える。
本原子炉は、ドップラ効果、冷却材のボイド効果等により、負の出力係数をもち、制御棒の操作等に起因する反応度外乱に対して自己制御性が高い。
また、熱系および一次冷却系の反応度帰還ループによる出力、圧力等の振動については、安定余裕を十分とった設計となっているので、非減衰性振動がおこるおそれはない。
なお、炉心寿命の初期において、冷却材の炉心内流量を大幅に減少させた場合に安定性が低下するおそれはあるが、流量調整による出力制御の範囲を制限することにより対処することになっている。
2.2 計測および制御
原子炉圧力は、初圧調整装置により、タービン側の負荷変動に対しても常に一定に保たれる。原子炉の出力制御は、制御棒および一次冷却材再循環流量の調整によって行なわれる。
（1）核計測系
核計測については、検知器が炉心の全域に配置され、炉心内の局部的な中性子束上昇が検知できるようになっている。なお、詳細設計に当っては、その信願性の確保について十分配慮することになっている。
（2）安全保護系
安全保護系は、電源喪失、回路の断線等に対してフェイルセイフな設計であり、中性子束、原子炉圧力、原子炉水位等の重要な検出要素については、独立した検知回路が多数重複して設けられ、安全動作の確実性を高めるよう配慮されている。
（3）制御系
超過反応度は、平衡炉心の初期には、最大約15％△K／Kであるが、第1炉心の初期においては約24％△K／Kになる。このため、第1炉心にはボロンカーテンを炉心内に装荷し、超過反応度を最大約14％△K／Kに抑える。ボロンカーテンは、最初の燃料取替時に全部取り出される。
制御棒の反応度抑制効果は、合計約18％△K／Kで、常に3％△K／K以上の停止余裕がある、全制御棒が挿入されている状態での制御棒1本の効果は、2％△K／K以下であるので、制御棒は、その1本が引き放かれた状態でも原子炉を停止させる能力をもっている。
制御棒は、水圧式駆動機構により下方から操作される。
スクラム動作は、制御棒ごとに設けられたアキュムレータの水圧によって行なわれるが、その圧力が低下した場合には、炉内圧力により行なわれる。
スクラム動作に必要な弁は、空気系によって操作されるが、空気圧の低下に対してフェイルセイフな設計となっている。
この方式については、使用経験によって信頼性が確かめられている。
このほか、後備停止装置として、手動の液体毒物注入系があり、単独で炉を停止させる能力をもっている。
以上のような配慮がなされているので、いかなる場合でも、原子炉の停止は確実に行なわれる。
また、制御棒には、誤って炉心から脱落した場合の速度を制限するために、落下速度リミッタが設けられる。
圧力容器の下側には、制御棒駆動機構の支持部が破損しても、制御棒が逸出しないように支持構造物が設けられる。
（4）制御棒操作
制御棒の操作は、運転員が所定の手順に従って行なうが、操作手順は、安全上、制御棒1本当りの効果が過大とならないように定められる。
運転員の誤操作に対しては、後備保護装置として制御棒価値ミニマイザが設けられており、誤操作は自動的にブロックされる。
従って、このような制御棒操作パターンにおいては、誤って制御棒が炉心から抜けても、付加される反応度は、2.5％△K／Kをこえることはないと考える。
なお、操作手順およびミニマイザのシーケンスの詳細については、未定であるが、炉心の詳細設計と実験データに基づいて、運転開始までに慎重に検討されることになっている。
また、ミニマイザが安全上重要な役割を演ずるのは、起動時のような低出力時であるので、起動に先立ってミニマイザの点検を慎重に行なうとともに、運転中にも定期的に点検し、その信頼性を確保することになっている。
（5）主制御室
主制御室には、原子炉施設の運転に必要なすべての計測制御装置が設備されており、事故時においても運転員が安全に所要の措置をとり得るように遮蔽、換気等の放射線防護上の配慮がなされている。
2.3 熱設計
本原子炉の圧力、湿度は100％出力運転時において約70kg／cm2g、285℃であり、燃料の最高被覆温度および最高中心温度は、それぞれ約294℃および2,100℃で、この時の最小限界熱流束比は、約2.7とする。
かりに、過渡的に120％に出力が上昇した場合でも、燃料の最高中心温度は、溶敵点よりかなり低く保たれ、最小限界熱流束比は、1.5以上である。
2.4 圧力容器および一次冷却系配管
圧力容器および一次冷却系配管は、わが国の法令に定める基準を満足するように設計される。また材料の疲労、応力集中等についても解析を行ない、これらに十分耐えることを確認することになっている。
さらに、圧力容器は、圧力を受けている間は、容器の温度をNDT+33℃以上に保つようにし、必要があるときは所内ボイラで加熱できるようになっている。
なお、中性子照射によるNDT値の上昇については、圧力容器内に照射試料を挿入し、監視される。
2.5 原子炉冷却系
事故時においても、原子炉の熱除去が完全に行なえるように、次のような配慮がなされている。
（1）非常用復水器
非常用復水器2基を設け、主蒸気管破断等の事故で主復水器が利用できない場合にも、冷却水の補給なしに8時間冷却できる。
（2）炉心スプレイ系
炉心スプレイ系を設け、再循環回路破断等の事故の場合、燃料が崩壊熱で過熱するのを防止できるようになっている。なお、この系は、完全に独立な2系統からなり、非常用電源にも接続される。
（3）安全弁、逃し弁
格納容器内の主蒸気管に十分な容量を有する安全弁および逃し弁を設けて、事故時に原子炉系に生ずる異常圧力上昇を抑えるようになっている。
（4）その他
そのほか、原子炉停止時冷却系により原子炉停止後の炉心崩壊熱および冷却系等の保有熱を除去し、流量制限ノズルにより主蒸気管破断事故時の蒸気放出を制限するようになっている。
2.6 放射性物質の放出防止
仮想的な事故時においても、周辺環境に大量の放射性物質が放散されないように、次のような配慮がなされている。
（1）圧力抑制型格納容器
圧力容器、再循環回路等を完全に取り囲むドライウエルおよびそれにつながるサプレッションチェンバからなる圧力抑制型の格納容器を設け、再循環回路破断等の事故によって炉心に蓄積された放射性物質が原子炉建物へ漏洩するのを抑制するようになっている。
また、格納容器に不活性ガスを充填し、事故に伴うジルコニウム-水反応によって発生する水素の燃焼を防止するようになっている。
（2）格納容器冷却系
サプレッションチェンバ内のプール水をドライウエル内にスプレイできる格納容器冷却系を設け、格納容器の圧力抑制効果を高めるようになっている。なお、この系は、完全に独立な2系統からなり、非常用電源にも接続される。
（3）隔離弁
主蒸気配管には、貫通するドライウエル壁の両側に1個づつの隔離弁を設け、主蒸気管破断等の事故によって、周辺環境に大量の放射性物質が放散されないようになっている。 なお、この隔離弁は、十分短い時間（4～11秒）で閉止できるように設計される。
そのほかのドライウエルを貫通している重要な配管についても、多重性をもち、かつ、独立した弁が設けられる。
（4）非常用ガス処理系
原子炉建物内は、常時負圧に保たれており、また、事故時に格納容器から漏洩してくる放射性物質は、非常用ガス処理系で濾過して排気筒から放出され、直接周辺環境に放散されるのを防止するようになっている。
なお、非常用ガス処理系は、2系統のファン、湿分除去装置、粒子用高性能フィルタおよびチャコールフィルタより構成され、定期的にその性能を確認できるように設計される。
2.7 安全防護設備の機能確保
原子炉計測制御系、液体毒物注入系、炉心スプレイ系、格納容器冷却系、非常用ガス処理系統および各種の弁類は、原子炉施設の耐用期間を通じて、運転中あるいは停止中に点検または試験し、その機能を確認できるように設計される。
2.8 電源設備
原子炉施設に必要な通常の電力は、主発電機または275kV母線から供給されるが、さらに,予備の77kV系からも受電できる。これらの電源が喪失しても、原子炉施設の安全性確保に必要な電力は、ディーゼル発電機および所内バッテリ系から受電できるようになっている。
2.9 燃料
燃料棒は、二酸化ウランのペレットを長さ約4mのジルカロイ-2焼なまし材の被覆管（肉厚約0.9mm）に入れたものである。
集合体中での各燃料棒の支持は、上端を長さ変化に対して自由としており、なまし材の使用とともに曲り防止に役立つようになっている。
被覆管の材質、肉厚は、この燃料の使用寿命中の腐食および水素吸収に対して妥当と考えられ、管内の自由体積も燃料集合体最高燃焼度約27,000MWD／tに応じ得るよう配慮されている。
しかし、有効長さ約3.7mという長尺燃料は,現在まで内外ともに実用経験が乏しい上に、期待燃焼度もかなり高いので、これに対しては、上記の設計上の配慮に加えて、燃料加工中の品質管理を十分行なうことになっている。
また、一次冷却水および気体廃棄物の放射能濃度を監視することにより、燃料の破損を発見できるようになっている。
2.10 燃料取扱系
燃料取替は、炉心上に水を張り、移動床に取り付けられた燃料つかみ器で行なわれる。このつかみ器は、電源喪失時においても、つかんでいる燃料を落さないような構造に設計される。
また、燃料取替時に破損燃料を検知する装置が設けられ、破損の大きな燃料は、容器に詰められる。
さらに、燃料取替中は、臨界防止のため、インタロックによって、制御棒は引き抜けないようになっており、また、制御棒の取出しは、周囲の4個の燃料集合体が取り出されなければ行なえないような構造になっている。
使用済燃料貯蔵池は、原子炉建物内に設けられ、炉心装荷量および1回取出し量以上の燃料を貯蔵する能力を有するように設計され、かつ、冷却、浄化、臨界防止、減水防止、溢水防止等について適切な考慮が払われることになっている。
2.11 放射線遮蔽
遮蔽については、従業員が勤務時間中常駐する区域は、1.5rem／yearをこえないように、また、その他の区域は、作業時間に応じて60mrem／weekをこえないように設計される。
2.12 廃棄物処理
（1）気体廃棄物
本原子炉より発生する気体廃棄物のほとんどは、一次冷却系からのもので、ガス貯留タンク（1日分の貯留容量のもの2基）およびフィルタを通して、放射能レベルの連続測定後、高さ約100mの西側山地上に設ける30mの排気筒から放出される。
（2）液体廃棄物
液体廃棄物は、液体廃棄物処理施設で処理されるが、ごく低レベルのものを除き、原則として放出されず、固化または再使用される。
冷却系およびタービン系からの高レベルの機器ドレンは、フィルタおよび脱塩装置によって処理され、補給水として再使用される。各建物の床ドレンは、フィルタを通してサンプルタンクに貯留され、放射能レベル測定後放出されるかまたは再生廃液の処理系へ送られる。
樹脂再生の際生ずる廃液は、一般に高レベルであるので、中和後、濃縮、固化される。
ごく低レベルの液体廃棄物は、復水器冷却水で希釈して放出される。その濃度は、わが国の法令に定める許容値以下にすることとしている。
（3）固体廃棄物
高レベルの使用済制御棒、ポイズンカーテン等は、使用済燃料貯蔵池に貯蔵される。
その他の固体廃棄物は、ある期間貯蔵タンクで減衰させた後、固化、ドラム缶詰めにして、固体廃棄物置場に一時保管され、海洋に投棄される。
なお、海洋投棄の実施に際しては、関係官庁の承認を受けることとしている。
2.13 放射線管理施設 発電所内における放射線監視は、固定モニタによる主制御室での連続監視、移動モニタによる定期監視、サンプリング測定等によって行なわれる。
また、個人の被曝管理に必要な機器も備えられる。
所外の放射線監視については、敷地境界附近のモニタリンクポストでのγ線積算線量の測定および排水口附近での排水モニタによる連続監視が行なわれる。
さらに、周辺の浦底、立石、色ケ浜の各部落に設けるモニタリングポストでのγ線量率の連続測定が行なわれるほか、放射能観測車も備えられる。
2.14 耐震設計
原子炉施設は、原則として剛構造とし、重要な建物、構築物は、直接岩盤に支持される。
すべての施設は、安全上の重要度に従ってA、As、3、C、の4種のクラスに分類され、それぞれに応じて耐震設計が行なわれる。
このような方針に従い以下に述べるように設計された建物、構築物、機器、配管類は、敷地における地震活動度、地盤状況等からみて耐震上安全であると考える。
（1）設計震度
① AクラスおよびAsクラス
原子炉、原子炉建物等のように、その機能喪失が原子炉事故をひきおこすおそれのある施設、または周辺公衆の災害を防止するために緊要な施設は、Aクラスとする。
建物、構築物の設計水平震度は、最大加速度0.25gの地震波に対する応答解析の結果から定められる。
ただし、設計用地震力に対するベースシャ係数は、建築基準法に示された震度の3倍によるものを下回らないようにする。
また、垂直震度は、高さ方向に一定とし、建物基礎面における水平震度の1／2とするが、その値は、建築基準法に示された水平震度の1.5倍を下回らないものとする。水平と垂直の地震の地震力は、同時に作用するものとしている。
機器、配管類の水平震度は、支持構造物の据付位置の震度の1.2倍以上とし、その値は、建築基準法に示された値の3.6倍を下回らないものとする。
なお、共振するおそれのある物の震度は、動的解析によって定められるが、据付位置の加速度の2倍以上、かつ、建築基準法に示された値の6倍を下回らない水平震度の地震力をも考え、その振動変位が機能保持に支障のないように設計される。
格納容器、制御棒駆動機構等のように安全対策上特に緊要な施設は、Asクラスとして、Aクラスの扱いのほかに、Aクラス解析用地震波の1.5倍以上の強さのものに対して動的解析を行ない、その機能が保持されることを確認する。
② Bクラス
タービン系、廃棄物処理系等のように高放射性物質に関連する施設は、Bクラスとする。
建物、構築物については、米国の建築基準に基づく設計震度によるが、この場合のベースシャ係数は、わが国の建築基準法に示された震度の1.5倍によるものを下回らないようにする。
機器、配管類の水平震度は、支持構造物の据付位置の震度の1.2倍以上とし、その値は建築基準法に示された値の1.8倍を下回らないものとする。
③ Cクラス
その他の施設は、Cクラスとし、その水平震度は、建物、構築物については建築基準法に示された値、機器、配管類については、耐震設計を必要とする場合、上記の値の1.2倍とする。
（2）設計法
建物、構築物の耐震設計は、建築基準法に準処して行なわれる。機器、配管類については、運転時の応力と地震力による応力を加え合わせた場合について、応力集中および材料の静性、そ性等を考慮した解析が行なわれる。
また、格納容器については、設計用地震時応力と事故時内圧による応力とを同時に考えて、その機能が保持されることを確認する。
なお、圧力容器内のシュラウドの支持方法については、詳細設計の段階で慎重な検討が行なわれることになっている。
3. 平常運転時の被ばく評価
平常運転時における被ばくの評価は、次の通りであり、敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものと認める。
（1）気体廃棄物
浦底湾沿いの公道より北側の敷地が、周辺監視区域として設定される予定である。
平常運転時の気体廃棄物の放出に当っては、周辺監視区域外における被ばく線量が許容値（500mrem／year）をこえないようにするのはもち論であるが、気体廃棄物の放射能が高くなった場合には、タンクに貯留して減衰させるとともに、気象条件を考慮して排気筒から放出し、被ばく線量をできる限り低く抑えることにしている。
なお、最高放出率は、1日平均で50mci／Secに抑えることとしているが、年間平均放出率は、この値より1桁以上は下回ることが期待できる。
いまかりに、50mci／secで連続的に放出するとして、年間の気象データ、排気筒からの吹上げ効果、風の流線の降下等を考慮し、また、人が年中留るとして、γ線およびβ線による年間積算線量を計算すると、
南側敷地境界（排気筒から500m）で約110mrem
浦底湾沿い公道（排気筒から400m）で約150mrem
西側敷地境界（排気筒から50m）で約450mrem
となる。
この計算結果によると、居住地域方向の南側敷地境界および浦底湾沿いの公道は、許容値を下回っている。
また、西側敷地境界は、許容値に近いが、山地であり、人が住むとは考えられない場所である。
なお、安全対策の項で述べたように、所要の放射線監視設備を計画し、また、ガス貯留タンクを備えるので運転中もし許容値をこえるおそれがあれば、事前に察知して適切な措置を講ずることができると考える。
（2）液体および固体廃棄物
すでに述べたように、液体廃棄物として放出されるのは、ごく低レベルのもので、しかも多量の復水器冷却水で希釈して放出される。
固体廃棄物で外へ廃棄するものは、関係官庁の承認を受けて海洋投棄される。
4. 各種事故の検討
本原子炉において発生する可能性のある反応度事故および機械的事故について検討した結果、それぞれ次のように対策がなされており、本原子炉は、十分な安全性を確保し得るものであると認める。
4.1反応度事故
（1）起動事故
原子炉起動時に誤って最大反応度効果を有する制御棒1本を最大速度で引き抜いても、運転手順および制御棒価値ミニマイザにより反応度付加は2.5％△K／K以下で、核的逸走は負の出力係数で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムで原子炉は停止する。
上の事故で燃料被覆の破損には至らない。
（2）運転中の制御棒引抜事故
定格出力運転中に誤って制御棒1本を連続的に引き抜くと、出力が徐々に上昇するが、インコアモニタ系により制御棒はブロックされるので、燃料被覆の破損には至らない。
（3）制御棒落下事故
制御棒が駆動軸から分離して炉心内に留っていた場合、かりに、それが臨界状態の炉心から脱落しても、制御棒効果は2.5％△K／K以下に抑えられており、落下速度はリミッタで制限される。
核的逸走は負の出力係数で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムで原子炉は停止する。
この事故により燃料被覆の一部は破損することも予想されるが、核分裂生成物は一次冷却系内に保留される。
（4）制御棒逸出事故
制御棒駆動機構の支持部がかりに破損しても、その下側に支持構造物を設けているので、制御棒の移動距離が短く、反応度の大きな付加はない。
この場合、ドライウエルの温度または圧力上昇のスクラムで原子炉は停止する。
（5）燃料装荷事故
燃料取替中に取扱系の誤動作と運転員の誤操作によって、臨界直前の炉心に新燃料が挿入されても、核的逸走は負の出力係数で抑えられ、高中性子束スクラムで原子炉は停止する。
この事故により燃料被覆の一部が破損しても、燃料棒から放出される核分裂生成物の量は僅かで、しかも、それは排気筒へ導かれる前に非常用ガス処理系で濾過される。
（6）冷水事故
原子炉を部分負荷で運転中、停止している再循環回路の冷水が誤って炉心に流入しても、高中性子束スクラムで原子炉は停止するので、燃料被覆の破損には至らない。
4.2 械機的事故
（1）冷却材流量喪失事故
運転中に再循環ポンプ1基の軸が披損すると、全体の流量は低下するが、直ちに出力も低下するので、燃料被覆の破損には至らない。
また、停電により再循環ポンプ3基が同時に停止しても、系の慣性による自然循環があり、流量低下に伴う出力低下およびスクラムにより、燃料被覆の破損には至らない。
（2）冷却材喪失事故
運転中に原子炉容器に接続されている配管が破損すると、冷却水が漏れて炉水位が低下し、原子炉はスクラムされる。
再循環回路の破断のような大事故のとき冷却水が喪失して炉内圧が低下すれば、炉心スプレイ系が作動して燃料の過熱を抑える。
この事故により燃料被覆の一部が破損しても、燃料棒から放出される核分裂生成物は、その量が僅かで、圧力抑制型の格納容器内に保留される。そこから漏洩したものは、排気筒へ導かれる前に非常用ガス処理系で濾過される。
（3）主蒸気管破断事故
主蒸気管がドライウエル外の箇所で破断しても、隔離弁が短時間で閉止する。
その間、流量制限ノズルで冷却材の放出流量は抑えられており、また、冷却材中の放射能濃度は通常低く抑えられているので、冷却材とともに大気中へ放散される核分裂生物の量は僅かである。
（4）燃料取扱事故
燃料取替は水中で行なわれるが、取扱系の故障によって使用済の燃料集合体1個が落下し、そのすべての燃料棒が破損しても、核分裂生成物中建物内へ放散されるものは、その量がごく僅かで、しかも、排気筒へ導かれる前に非常用ガス処理系で濾過される。
（5）電源喪失事故
常用所内電源がすべて喪失した場合には、安全系も停電するので、原子炉はスクラムされる。
その後の冷却は、非常用復水器によって行なわれる。一方、重要な機器にはディーゼル発電機および所内バッテリ系から供給される。
（6）その他機器類の故障
制御棒駆動系の故障、弁類の故障、非常用復水器の破損、給水系の故障、主復水器の真空度低下、計器用空気の喪失、初圧調整装置の故障等があっても、いずれも十分に対策がなされている。
5. 災害評価
本原子炉はすでに述べたように、種々の安全対策が講ぜられることになっており、かつ、各種事故に対しても検討の結果、安全性を確保し得るものと認めるが、さらに「原子炉立地審査指針」に基づいて重大事故および仮想事故を想定して行なった災害評価は次の通りで、解析に用いた仮定は妥当であり、その結果は、立地指針に十分適合しているものと認める。
5.1重大事故
重大事故として、冷却材喪失事故と主蒸気管破断事故の二つの場合を想定する。
（1）冷却材喪失事故
圧力容器に接続している最大口径の配管である再循環回路（内径60cm）1本が瞬時に完全破断し、冷却材が放出されると仮定する。
解析の結果では、炉心スプレイ系が作動して、その噴霧冷却により燃料の溶融は生じないが、燃料棒本数の45％では、過熱のため被覆の一部に破損がおこる。
また、事故後のドライウエル圧力は、十分低く抑えられ、約2日後には大気圧にもどる。
そこで、核分裂生成物の放散過程に従って、次の仮定を用いて線量を計算する。
① 全部の燃料棒の被覆に破損があったとし、500日間全出力運転後の炉心に内蔵されている核分裂生成物中の沃素の0.5％、希ガスの1％がドライウエル内へ放出される。この場合、沃素については、壁面等に吸着される割合を50％、空気－水相の分配係数を100とするが、沃素のうち10％は、有機状のものとしてこれらによる低減を期待しない。
② ドライウエルから、2日間にわたって0.5％／dayの漏洩がある。
③ 非常用ガス処理系では、湿分除去により相対湿度を80％以下に下げ、チャコールフィルタでろ過することになっているので,沃素全体に対するろ過効率を90％とする。
④ 核分裂生成物は、原子炉建物から換気率50％／dayで、排気筒を通し放出される。この結果、大気中に放出される放射能は、全沃素が約13Ci（131I換算、以下同様）、希ガスが約920Ci（0.5Mev換算、以下同様）である。
⑤ 大気中への拡散に用いる気象条件は、排気筒の高さ、現地の気象データ等をもとに、「原子炉安全解析のための気象手引」を参考にして、高さ130m以下均一分布、拡散幅200、有効拡散風速1.5m／secとする。
公衆の居住する南側に着目し、以上の解析から求めた600m地点における線量は、甲状腺（小児）に対して約1rem、全身に対して約2mremとなる。
（2）主蒸気管破断事故
ドライウエル外で主蒸気管（内径46cm）1本が瞬時に完全破断し、冷却材の気水混合物が大気中に放出されると仮定する。隔離弁の閉止時間を11秒として、流量制限ノズルを経て放出される冷却材の量を解析すると、最初に蒸気4トン、続いて飽和水19.5トンが放出される。しかし、炉心は、冷却水上に露出しない。
そこで、次の仮定を用いて線量を計算する。
① 飽和水が気温33℃、相対湿度40％の大気中に放出され、全部蒸発して半球状放射性雲となる。
② 放出される飽和水の濃度は、原子炉運転中の冷却材放射能濃度の最高限度とすることになっている28μci／ccである。
③ 半球状放射性雲は、風速1m／secで風下に運ばれる。
解析から求めた放射性雲の大きさは、半径110mであり、その放射能は、全沃素が約45Ci、希ガスも約45Ciである。
敷地境界における線量は、甲状腺（小児）に対して約7rem全身に対して約5mremとなる。
これらの線量は、何れも前述の冷却材喪失事故の場合より大きいが、立地指針にめやす線量として示されている甲状腺（小児）150remおよび全身25remより十分小さい。従って、めやす線量になる地点は、非居住区域に十分含まれる。
5.2 仮想事故
仮想事故としても、重大事故と同様、二つの事故の場合を想定する。
（1）冷却材喪失事故
重大事故の場合と同じ事故について、炉心スプレイの効果を無視し、炉心内の全燃料が溶融したと仮想する。この場合、炉心内にあるジルコニウムの約1/4が水と反応したとすると、相当な量の水素が発生するが、ドライウエルには不活性ガスが充填されているので、発生水素の燃焼は防げる。
事故後のドライウエルの最高圧力は設計圧力より低いが、原子炉建物への核分裂生成物の漏洩時間は長く続く。
重大事故の場合と同様に、線量を計算する。ただし次の仮定は、重大事故の場合と異なっている。
① 炉心の100％溶融により、内蔵されている核分裂生成物中の沃素の50％、希ガスの100％がドライウエル内に放出される。
② ドライウエルから原子炉建物への漏洩は、無限に続く。この結果、大気中に放出される放射能は、全沃素が約7,000Ci、希ガスが約300,000Ciである。
③ 大気中への拡散に用いる気象条件は、気象手引を参考にして、英国気象局法を用い、地上放散、F型、拡散幅20°、有効拡散風速1.5m／Secとする。
以上の解析でも南側に着目すると、めやす線量の甲状腺（成人）に対して300remになるのは約1.2km、全身に対して25remになるのは敷地内で、何れもその範囲は、低人口地帯に十分含まれる。
また、全身被ばく線量の積算値は約8.2万man-remでめやす線量の200万man-rem より十分小さい。
（2）主蒸気管破断事故
重大事故の場合と同じ事故について、隔離弁の閉止が遅れたとしても炉心スプレイ系の作動により燃料破損は防止できるが、ここでは、冷却材の全量113トンが放出されると仮想する。
次の仮定を用いて線量を計算する。
① 28μci／ccの濃度で冷却材中に含まれる核分裂生成物の全量が大気中に放出される。放出される放射能は、全沃素が約250Ci、希ガスも約250Ciである。
② 大気中への拡散に用いる気象条件は、気象手引を参考にして、英国気象局法を用い、地上放散、F型、拡散幅200とし、また、この事故の場合の継続時間が短いので、有効拡散風速は1m／secとする。
以上の解析でも南側に着目すると、甲状腺（成人）に対して300remおよび全身に対して25remになるのは、ともに敷地内である。
何れもその範囲は、冷却材喪失事故の場合より狭く、低人口地帯に十分含まれる。
6. 技術的能力
申請者は、東海発電所原子炉の設置および運転の準備を通じ、また、基礎的経験を有する各電力会社の出向技術者の受入れにより技術的能力の涵養、維持に努めている。敦賀発電所の設置および運転には約140名の技術者を予定しており、できるだけ東海発電所の経験者をあてるほか、国内の諸機関における研修、受注者ジェネラルエレクトリック（GE）社との契約による米国における実施訓練等の実務を考えている。
本発電所の建設に当っては、経験を有するGE社が建設を行なうことになっており、さらに、発電所全般にわたる運転、保守、燃料取替計画については、GE社の指導を受けることにしている。
従って、本原子炉を設置するために必要な技術的能力および運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があると認める。
Ⅲ 審査経過
本審査会は、昭和40年11月1日第33回審査会において、第21部会（部会長内田委員）を設置した。
同部会は、通商産業省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行なうこととし、昭和40年11月8日第1回会合を開き、審査方針を検討するとともに次のようなグループを設置して、審査を開始した。
炉グループ
炉物理 大山 内田 吹田 都甲 弘田
熱機械 内田 後藤 都甲
燃材料 三島 内田 川崎
環境グループ
牧野 伊沢 内田 小平
耐震グループ
久田 内田 表 後藤
プラント電力グループ
大山 内田 後藤 都甲
安全評価グループ
内田 大山 川崎 後藤 吹田
都甲 久田 弘田 牧野 三島
以後、部会および審査会においては、次表のように審査を行なってきたが、昭和41年3月9日の部会において部会報告書を決定し、3月14日第37回審査会において、本報告書を決定した。
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