核燃料施設安全基準の考え方について（報告）

　核燃料サイクル安全基準検討会は、昭和51年５月以来核燃料サイクル関連施設に係る安全基準及びその適用上の条件について調査検討を行ってきたが、今般「核燃料施設安全基準の考え方」を別紙の通り取りまとめたので報告する。

　本報告は核燃料サイクル関連施設のうち、加工施設、再処理施設、使用施設を主たる対象として、事故の防止と事故時の災害の拡大防止を図るとともに平常時における従事者及び周辺公衆に対する放射線被ばくを実用可能な限り低くするとの観点から、これら施設の建設、運転に係る安全性評価上の基本的事項について各施設に共通なめやすとなる「考え方」を取りまとめたものである。

　これは、対象とする核燃料サイクル関連施設が設置目的、取扱い方法等に多様性を有するものの、原子炉施設と異なり、核分裂反応の維持制御を目的としないという共通の特質を有するので、各施設に対して統一的な観点から安全性の評価が可能であると考えられるからである。

　この取りまとめ方針との関連もあって、本内容は包括的かつ基本的になっている。そのため、本「考え方」を補足する意味で、「解説」を掲げている。

　今後、本報告の活用を期待するとともに、早急に我が国の核燃料サイクル施設安全基準の整備、充実を図ることが望まれる。

Ⅰ　対象施設

　①　プルトニウムの大量使用施設、②　使用済燃料を大量に取扱うホットラボ施設を対象とした。

　なお、上記諸施設以外の施設、例えば、プルトニウムの小量使用施設、使用済燃料を小量取扱うホットラボ施設、ウラン濃縮施設等についても安全性評価上のめやすとなる考え方として参考とされることが望ましい。

Ⅱ　立地条件>

Ⅱ－１　基本的な考え方

　核燃料施設は、平常時はもちろん、万一の事故を想定してもなおかつ公衆の安全を確保できるような立地条件を満足していること。

Ⅱ－２　立地条件についての考慮

（１）　大きな事故の誘因となる事象が少いことはもちろんであるが、災害を拡大するような事象も少いこと。

（２）　安全対策設備との関連において十分公衆から隔離されていること。すなわち核燃料施設周辺の区域は、最大想定事故における周辺公衆の被ばく線量を考慮し、必要な範囲まで非居住区域であること。

Ⅲ　放射線管理

Ⅲ－１　基本的な考え方

　核燃料物質が取り扱われる施設における放射線障害の発生及び周辺環境における放射性物質による汚染の発生の可能性の有無を検討し、放射線障害及び環境汚染を防止するため十分な対策が講じられていること。

Ⅲ－２　従事者等に対する考慮

（１）　従事者等の作業条件を考慮して，従事者等が立入場所において放射線による外部被ばく及び内部被ばくを不必要に受けないように、遮蔽、機器の配置、放射性物質の漏洩防止、換気等所要の放射線防護上の措置を講じであること。

（２）　従事者等を放射線から防護するために、放射線被ばくを十分に監視及び管理するための放射線管理設備を設けてあること。

Ⅲ－３　周辺環境に対する考慮

　敷地周辺の一般公衆の放射線被ばくを防止するため、周辺環境への放出放射性物質の濃度及び量を実用可能な限り低くするとともに、排気口及び排水口、また必要に応じ施設の周辺等において放射性物質濃度等を適切にモニタリングし、記録、管理すること。

Ⅲ－４　放射性廃棄物の管理

　Ⅲ－４－１　放射性気体廃棄物の管理

（１）　核燃料施設の運転に伴い発生する放射性気体廃棄物に、適切な濾過、貯留、減衰及び管理等を行うことにより、周辺環境に対する放出放射性物質の濃度及び量を実用可能な限り低くすること。

（２）　放射性気体廃棄物を貯蔵する場合は、貯蔵する能力が十分であるとともに貯蔵による敷地周辺の空間線量率を実用可能な限り低くすること。

　Ⅲ－４－２　放射性液体廃棄物の管理

（１）　核燃料施設の運転に伴い発生する放射性液体廃棄物に、適切な濾過、蒸発処理、イオン交換、貯留、減衰、固化処理及び管理等を行うことにより、周辺環境に対する放出放射性物質の濃度及び量を実用可能な限り低くすること。

（２）　放射性液体廃棄物を貯蔵する場合は、貯蔵する能力が十分であるとともに貯蔵による敷地周辺の空間線量率を実用可能な限り低くすること。

　Ⅲ－４－３　放射性固体廃棄物の管理

（１）　核燃料施設の運転に伴い発生する放射性固体廃棄物に適切な減容、密封及び管理等を行うことにより、周辺環境の汚染を実用可能な限り防止すること。

（２）　放射性固体廃棄物の貯蔵施設は貯蔵する容量を十分もつとともに、固体廃棄物の貯蔵による敷地周辺の空間線量率を実用可能な限り低くすること。

Ⅳ　臨界管理

Ⅳ－１　基本的な考え方

　核燃料施設は、想定されるいかなる場合でも臨界を防止する対策が講じられていること。

Ⅳ－２　単一ユニットについての制限

　核燃料物質を取り扱う場合、単一ユニットの質量、寸法、体積、溶液の濃度等のうちいずれか１項目が核的に安全な制限値以内に維持されていること。

Ⅳ－３　ユニット相互干渉の防止

　単一のユニットが二つ以上存在する場合には、ユニット相互間の中性子相互干渉も考慮し核的に安全な配置がとられていること。

Ⅴ　施設及び設備一般

Ⅴ－１　基本的な考え方

　核燃料施設は事故の防止と事故時の災害の拡大防止のため安全上の適切な配慮がなされていること。

Ⅴ－２　準拠規格及び基準

　安全上重要な施設の設計、工事及び検査については、適切と認められる規格及び基準によるものであること。

Ⅴ－３　検査、試験及び保守

　安全上重要な施設は、それらの健全性及び機能を確認するために、その重要度に応じ、検査、試験及び保守ができること。

Ⅴ－４　自然現象に対する考慮

（１）　安全上重要な施設は、地震により機能の喪失や破損を起こした場合の安全上の影響を考慮して、重要度により耐震設計上の区分がなされるとともに、敷地及びその周辺地域における過去の記録、現地調査等を参照して、最も適切と考えられる設計地震動に十分耐える設計であること。

（２）　安全上重要な施設は、地震以外の自然現象に対して、使用時間を通じてそれらの安全機能を失うことなく、自然現象の影響に耐えるように、敷地及びその周辺地域における過去の記録、現地調査等を参照して予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる自然力を考慮した設計であること。

Ⅴ－５　人為事象に対する考慮

　核燃料施設は、安全上重要な施設に対する第三者の不法な接近等の人為事象に対し、これを防護するための適切な措置を講じた設計であること。

Ⅴ－６　飛来物に対する考慮

　安全上重要な施設は想定される飛来物から生ずるおそれのある動的影響等によって安全を損うことのないこと。

Ⅴ－７　火災及び爆発に対する考慮

　火災及び爆発のおそれのあるところでは、その発生及び拡大を防止し、安全上重要な施設の機能を失うことのないよう適切な対策が講じられていること。

Ⅴ－８　臨界事故に対する考慮

　臨界事故に対して、従事者等及び周辺公衆の安全を確保するため、適切な対策が講じられていること。

Ⅴ－９　事故時に対する考慮

　核燃料施設は、事故時に対応するための安全避難通路及び適切な通信連絡設備を備えること。

Ⅴ－10　閉じこめの機能

（１）　放射性物質を施設または設備のなかに閉じこめるため、十分な閉じこめの機能を有すること。

（２）　換気設備は平常時及び事故時において、放射性物質の閉じこめの機能を維持するよう適切な配慮がなされていること。

Ⅴ－11　遮蔽の機能

　施設の遮蔽は従事者等の被ばくを実用可能な限り低くするよう適切な配慮がなされていること。

Ⅴ－12　計測制御系

　安全上重要な計測制御系は、関連設備及び機器を適切に制御する機能を有するとともに、事故時にあっては直ちにこれを検知し、安全性を確保するために必要な措置を講じうる設計であること。また、駆動源の喪失等の状況になってもその機能を喪失しないよう適切な配慮がなされていること。

Ⅴ－13　貯蔵設備

　貯蔵設備は、臨界管理、遮蔽、その他核燃料物質の貯蔵を安全に行うよう適切な配慮がなされており、かつ、適切な貯蔵能力を有すること。

Ⅴ－14　ユーティリティ設備

　安全上重要なユーティリティ設備は事故時においても、当該施設の安全を損うことのないよう適切な配慮がなされていること。

Ⅴ－15　運搬容器

　管理区域及び周辺監視区域内において核燃料物質及び核燃料物質により汚染されたものを運搬する場合に用いる容器にあっては、遮蔽、臨界管理、閉じとめ、取扱い等について必要な配慮がなされていること。

Ⅴ－16　共用の禁止

　安全上重要な施設は、共用によって安全機能を失うおそれのある場合、核燃料施設間等で共用しないこと。

Ⅰ　用語の定義

（１）　「核燃料施設」とは次のものをいう。

　①　「ウラン燃料の加工施設」とは、事業として、核燃料物質としてのウランを原子炉用燃料に加工する施設をいい、以下「ウラン加工施設」という。

　②　「プルトニウム燃料の加工施設」とは、事業としてプルトニウム燃料を加工する施設をいい、以下「プルトニウム加工施設」という。

　③　「再処理施設」とは、原子炉の使用済燃料を再処理する施設であって、再処理の事業を行う施設をいう。

　④　「使用済燃料の貯蔵施設」とは、再処理施設に付置された使用済燃料の貯蔵ができる施設をいい、取扱設備及び貯蔵設備（湿式プール）よりなる。

　⑤　「プルトニウムの大量使用施設」とは、大量のプルトニウムを使用し、臨界防止の配慮を必要とする施設をいう。

　⑥　「使用済燃料を大量に取扱うホットラボ施設」とは研究開発を目的として、大量の使用済燃料を取扱う施設をいい、以下「ホットラボ施設」という。

（２）　「安全上重要な施設」とは、その機能喪失により、一般公衆及び従事者等に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのある構築物、系統及び機器並びに事故時に一般公衆及び従事者等に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを緩和するために設けられた構築物、系統及び機器という。

をいう。

（４）　「従事者等」とは、従事者及び業務上管理区域に立ち入るものをいう。

Ⅱ　立地条件

Ⅱ－１　基本的な考え方

　平常運転時における一般公衆の安全を確保するという点については、施設の性能面に関するⅢ放射線管理の項で述べられる考え方（放出放射性物質の濃度及び量を実用可能な限り低くする）に対する配慮で十分と考えられるので、立地条件として特に平常運転時を考慮する必要はないと考えられる。

　ただし、大型の再処理施設においては、放出低減化設備が研究開発段階にあると判断される場合には、平常運転時における周辺公衆の被ばく線量を実用可能な限り低くすることをあらかじめ立地条件の面でも考慮しておくことが望ましい。

Ⅱ－２　立地条件についての考慮

　（１）　例えば敷地周辺における台風、洪水、地震等の自然条件及び火災、爆発等の社会条件について検討し、それが大きな事故の誘因となるような事象が少いこと。

　また、例えば敷地周辺における水象、気象等の自然条件及び土地利用状況、水利等の社会条件について検討し、大きな事故が発生した場合にも災害を拡大するような事象が少いこと。

　（２）①　最大想定事故とは、技術的にみて発生が想定される事故のうちで、周辺公衆の被ばく線量が最大となるものをいう。

　②　「非居住区域」とは原則として一般公衆が居住しない区域をいう。また「必要な範囲まで」とは最大想定事故の場合、周辺公衆の個人に対する被ばく線量が「基準線量」を超えるおそれのある範囲までを意味する。

　③　大型の再処理施設については、さらに次の条件を考慮することが望ましい。

　　（イ）　非居住区域の設計にあたっては、最大想定事故に関して定まる区域と平常運転時において周辺公衆の個人に対する被ばく線量が、法令で定められた値を下まわる適切な再処理立地評価目標値を超えるおそれのある範囲の両方を考慮すること。

　上記立地条件を考慮するに際して、平常運転時における周辺公衆の被ばく線量を大きくする事象が少ないこと。例えば自然条件としては気象条件、海象条件及び地形等を基にした周辺環境の放出物希釈能力の程度。また、社会条件としては集落の分布、農漁業等、周辺住民の生活態様等を考慮すること。

　　（ロ）　再処理施設の敷地は、国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に集団線量が小さい値になるような距離だけ人口密集地帯から離れていること。

Ⅲ　放射線管理

Ⅲ－２　従事者等に対する考慮

　「作業条件」とは、従事者等の作業環境、作業内容、作業時間等をいう。

　また、放射線管理設備は必要な情報を適当な管理場所に、正確に、かつ、すみやかに通報できるものであること。

Ⅳ　臨界管理

Ⅳ－１　基本的な考え方

（１）　「想定されるいかなる場合でも、臨界を防止する対策が講じられていること」とは、臨界管理の方法について、二重偶発性も考慮して適切な配慮がなされていることをいう。

　また、「臨界を防止する対策」とは、形状寸法制限、濃度制限、体積制限、質量制限、中性子吸収材の使用等、またはそれらの組合せによる方法によって臨界を防止することをいう。

（２）　管理にあたって制限する核燃料物質の濃縮度、質量、濃度、容積、形状、寸法、配置等は臨界計算等の信頼度を考慮して、十分安全な裕度をもたせたものであること。

　また、臨界計算等にあたっては、信頼度の十分高い手引書、文献、計算コード、実験結果等を使用しなければならない。

Ⅳ－２　単一ユニットについての制限

　「単一ユニット」とは、臨界管理を考える場合に、対象となる核燃料物質取扱い上の一つの単位をいう。

Ⅳ－３　ユニット相互干渉の防止

　ユニット間の中性子相互干渉を考慮して系全体を未臨界に保つための核的に安全な配置をとる方法としては、ユニット相互の面間距離を制限値以上に保つこと、中性子遮蔽を設けること等がある。

Ⅴ　施設及び設備一般

Ⅴ－２　準拠規格及び基準

（１）　安全上重要な施設の設計、工事及び検査にあたっては、原則としては現行国内法規に基づく規格基準によるものとする。ただし、外国の基準による場合または規格基準で一般的でないものを適用する場合には、それらの規格基準の適用の根拠、国内法規に基づく規格基準との対比、適用の妥当性等を明らかにする必要がある。

（２）　「規格及び基準によるものである」とは、対象となる施設について設計、工事及び検査に関して準拠規格及び基準を明らかにしておくことを意味する。

Ⅴ－４　自然現象に対する考慮

（１）　「安全機能を失うことなく、自然現象の影響に耐える」とは、設計上の考慮を要する自然現象又はその組合せに遭遇した場合において、その設備が有する安全機能を達成する能力が維持されることをいう。また「予想される自然現象」とは、敷地の自然環境をもとに洪水・津波・風（または台風）、凍結、積雪、地すべり等から適用されるものをいう。

　「自然現象のうち最も苛酷と考えられる自然力」とは、対象となる自然現象に対応して、過去の記録の信頼性を考慮のうえ、少くともこれを下まわらない苛酷なものであって、かつ、統計的に妥当とみなされるものを選定して設計基礎とすることをいう。

　なお、過去の記録、現地調査の結果等を参考にして必要のある場合には、異種の自然現象を重畳して設計基礎とすること。

Ⅴ－６　飛来物に対する考慮

　「飛来物」とは、火災・爆発などの事故、施設内部の機器の故障あるいはたつまき、台風などの環境条件により生ずるものなどをいう。

Ⅴ－７　火災及び爆発に対する考慮

（１）　従事者等及び周辺公衆の安全を確保するため火災及び爆発時にも、放射性物質の従事者等の立入場所及び施設外への放出が過大でないこと。

（２）　安全上重要な施設は、火災及び爆発に対する防護上の配慮をするとともに、実用上可能な限り不燃性又は難燃性材料を使用すること。

（３）　必要に応じて適切な火災検出装置及び消火装置を設置し、これらの装置の破損又は不測の作動があっても、施設の安全機能を失うことのないこと。

Ⅴ－８　臨界事故に対する考慮

（１）　臨界事故時に汚染が事故の発生した部屋以外に著しく拡大せず、また施設外への放射性物質の放出が過大とならないよう考慮すること。

（２）　臨界のおそれのある場所においては、事故の影影の拡大を防止するため臨界警報装置を配置すること。

Ⅴ－９　事故時に対する考慮

（１）　安全避難通路は、避難の容易な構造とするとともに無停電電源による照明を設置し、かつ単純、明確な標識をつけること。

（２）　事故時に施設内外の必要箇所へすみやかに情報を通信連絡できる設備を有すること。

Ⅴ－11　遮蔽の機能

（１）　遮蔽設計にあたって、計算に用いた線源、遮蔽体の形状、計算方法等に含まれる不確定性等を考慮し十分な安全余裕を見込んでおくこと。

　また、遮蔽設計は、信頼性のある方法を用い、計算に取り入れられる仮定は十分安全な裕度をもたせたものであること。

Ⅴ－12　計測制御系

　安全上重要な計測制御系は、設備の安全な運転を確保するために、必要に応じ重複性及び独立性を有するとともに、駆動源の喪失、系の遮断、環境条件の変化等の状況になっても、最終的に安全な状態に落着くよう配慮がなされていること。

Ⅴ－14　ユーティリティ設備

　ユーティリティ設備のうち電源系は、外部電源系の機能喪失時において安全上重要な計測制御系、閉じこめの機能等の安全機能を確保するため十分な容量及び信頼性のある非常用電源系を有すること。また、非常用電源系は、適切な重複性と独立性を有すること。

Ⅴ－16　共用の禁止

　安全上重要な施設がその能力、構造等から判断して核燃料施設の安全性に支障を及ぼすことがないと認められない限り共用してはならない。

　本報告書は、本検討会及びその下部機構の幹事会で下記の検討を行い、取りまとめられたものである。

記

Ⅰ　開催の理由

　核燃料サイクルに係る安全基準の確立に必要な技術的検討を行うため、学識経験者から成る「核燃料サイクル安全基準検討会」を開催する。

　なお、これに伴い、従来から設置している「再処理安全基準検討会」を改組し、その業務を引継ぐものとする。

Ⅱ　検討事項

本検討会は次の各項について調査検討を行う。

Ⅲ　構成員

本検討会の構成員は別紙のとおりとする。

Ⅳ　座長

本検討会の座長は、委員の互選により定める。

Ⅴ　運営

　本検討会は、ワーキンググループを設け、検討事項の一部を分担させることができる。

Ⅵ　担当

会議の担当は、核燃料規制課とする。