出力抑制効果を規定する反応度効果を代表するものには、ドップラ効果とボイド効果とがある。ドップラ効果とは、原子炉の出力が上昇し燃料温度が上昇すると、炉心の中性子がウラン二三八に捕獲される割合が多くなる結果、核分裂反応の割合が低下して出力が低下するという原子炉固有の効果であり、ボイド効果とは、冷却材中のボイド（気泡）の発生、消滅等が原子炉の出力に及ぼす影響を指し、ボイドの発生が出力を上昇させるか否かは、原子炉の形式や炉心の設計によるが、本件原子炉施設のような高速増殖炉の場合、冷却材ナトリウム中にボイドが発生すると、出力を上昇させる可能性がある。
そこで、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　本件原子炉施設の炉心の反応度効果においては、ドップラ効果が支配的であり、ドップラ係数が大きな負の値を有しているため、その他の反応度効果を勘案しても、炉心は、予想されるすべての運転範囲で急速な固有の負の反応度フィードバック特性を有する（乙一六・八―三―二六頁、五〇頁）。（ｂ）　本件原子炉施設においては、炉心中央付近ではボイド効果は正である（気泡があると正の反応度が投入される）。しかし、冷却材ナトリウムの沸点は大気圧下で約八八〇℃であるのに対し、運転時の冷却材ナトリウムの昀高温度は約六五九℃であることから、予想されるすべての範囲において、ナトリウムが沸騰することはない。また、カバーガスを冷却材中に巻き込まないようにするため、ディッププレートが設置される。したがって、ボイド効果が問題となることはない（乙一六・八―三―五三頁、八―四―六頁、一〇―三―一〇頁）。（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設は固有の自己制御性を有しており、安定した運転を維持することができると判断した。
（２）　原子炉制御設備
（イ）　本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　原子炉制御設備は、原子炉出力制御系、主冷却系統流量制御系、給水流量制御系、主蒸気温度制御系及び主蒸気圧力制御系からなる（乙一六・八―九―一七頁）。
（ｂ）　①原子炉の出力や原子炉容器出口冷却材温度は、原子炉出力制御系により制御棒を操作することによって、②炉心及び一次、二次主冷却系を流れる冷却材の
流量は、主冷
却系流量制御系により一次、二次主冷却系の循環ポンプの駆動モーターの回転数を調整することによって、③蒸気発生器への給水流量は、蒸気発生器への給水流量及び蒸発器出口蒸気温度の過熱度を自動的に調節することによって、④主蒸気の温度は、基本的には原子炉容器出口冷却材温度を制御することによって、⑤主蒸気の圧力は、主蒸気圧力制御系により蒸気加減弁を自動的に調節することによって、それぞれ制御され、あらかじめ設定した値に維持する（乙一六・八―九―一八頁ないし二一頁）。
（ｃ）　タービンの負荷が大きく減少して主蒸気の温度が過度に上昇したり、蒸気の圧力が変動した場合には、主蒸気温度制御系や主蒸気圧力制御系によって、過熱器入口蒸気を過熱器出口側にバイパスする系統の弁の開度を調節したり、タービンバイパス弁を開くことによりて、設定された値に維持する（乙一六・八―九―二〇頁、二一頁）。
（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設は、原子炉出力等を適切に制御することができ、安定した運転を維持することができると判断した。
（二）　燃料被覆管の健全性の確保
炉心を構成する炉心燃料集合体は、一体に一六九本の炉心燃料要素とこれを収納するラッパ管等からなり、炉心燃料要素は、プルトニウム・ウラン混合酸化物等を焼き固めた多数の燃料ペレットとこれを収納する燃料被覆管等からなり、燃料被覆管は、燃料ペレットを管内に保持すると共に、燃料ペレット内の棚核分裂により発生する熱を冷却材に伝達し、核分裂に伴って生じる放射性物質を管内に封じ込める機能を有する（乙一六・八―一―五頁、八―三―二頁）。本件安全審査においては、①燃料被覆管に生じる内圧や熱応力、あるいは冷却材中の不純物等による腐食、②燃料ペレットの過度の膨張、③冷却材流量の低下及び④ラッパ管の変形等、燃料被覆管が損傷する原因となる可能性のある事象について、健全性を確保するための対策が講じられているか否かを審査した。
（１）　燃料被覆管の基本的健全性
（イ）　原子炉の運転に伴い、燃料被覆管は中性子照射によりスエリング（膨張）したり、熱応力が生じるほか、燃料ペレット内に生じる気体状の核分裂生成物の圧力（内圧）が加わり、また、燃料被覆管は、冷却材中の不純物等による腐食にもさらされることから、本件安全審査においては、次の事項を確認した。
（ａ）　燃料被覆
管の材料としては、耐スエリング性や高温強度に優れ、耐食性にも優れたステンレス鋼（ＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼）を使用する（乙一六・八―三―七頁）。（ｂ）　燃料被覆管は、運転温度における内圧等に十分耐え得る内径や肉厚にすると共に、内部にガスプレナム（空間）を設けて、核分裂生成物が蓄積しても内圧が過大にならないようにされる（乙一六・八―三―四頁、九頁）。（ｃ）　燃料要素が軸方向に膨張しても、過大な熱応力が燃料被覆管に生じることのないよう、燃料要素の上端を固定せず、上部に十分な空隙を設ける（乙一六・八―三―一〇頁）。
（ｄ）　冷却材中に存在して腐食の原因となる酸素などの不純物を一次ナトリウム純化系のコールドトラップで除去し、冷却材を高純度に維持する（乙一六・八―八―三頁）。
（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉捌施設のスエリング、内圧、熱応力及び腐食に対する燃料被覆管の基本的健全性は十分確保されると判断した。
（２）　燃料ペレットの膨張等に対する健全性の確保


（イ）　本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　燃料ペレットの溶融や過度の膨張によって燃料被覆管が損傷することのないよう、燃料であるプルトニウム・ウラン混合酸化物の融点が約二七四〇℃であることから、燃焼中の融点の低下等を考慮して、燃料ペレットの設計条件（熱的制限値）を二六五〇℃とした。そして、定格出力運転時及び運転時の異常な過渡変化時（過出力時）における燃料ペレットの昀高温度を保守的に評価した結果、いずれの場合においても右の設計条件を満足し、燃料ペレットは溶融しない（乙一六・八―三―七頁、三三頁、三五頁）。
（ｂ）　燃料ペレットの熱膨張及び核分裂生成物等の蓄積によるスエリング（膨張）に対しては、燃料ペレットと燃料被覆管との間に間隙が設けられていることから、燃料被覆管が過大な力を受けることはない。また、燃焼が進んで燃料ペレットのスエリングが進んでも、燃料被覆管自体の内径がスエリング及びクリープにより増加するため、接触により生じる応力が過大となって燃料被覆管が損傷することはない（乙一六・八―三―八頁、九頁）。
（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設において、燃料ペレットの溶融によって燃料被覆管が損傷したり、あるいは燃焼
に伴う燃料ペレットの熱膨張、ス
エリング、焼きしまり、クラック等によって、燃料被覆管の健全性が損なわれることはないと判断した。
（３）　冷却材流量低下に対する健全性の確保
（イ）　燃料要素間を流れる冷却材の流量が減少すると、冷却能力の低下による温度上昇によって、燃料被覆管が損傷する可能性がある。そこで、本件安全審査においては、①所定の冷却材を炉心に安定して供給すると共に、②燃料ペレットが発生する熱量と冷却材が除去する熱量とのバランスを保つことができるように、次のとおりの対策が講じられていることを確認した。
（ａ）　炉心への冷却材の安定した供給
冷却材を内包する原子炉冷却材バウンダリ及び炉内構造物は、設計上必要な強度を持たせ、炉心への流路を確保する上で十分な構造健全性を確保する。また、冷却材を循環させる一次主冷却系循環ポンプは、所要の冷却材流量を循環させる能力があり、原子炉出力に見合う所要の流量を安定して炉心に供給する（乙一六・八―三―一一頁、八―四―二頁、六頁、七頁、八―九―一七頁、一九頁、二〇頁）。
（ｂ）　炉心への冷却材流量及び流路の確保
燃料集合体のエントランスノズルに設けられた冷却材流入孔（オリフィス孔）と炉心支持板の連結管に設けられたスリットの組合せにより、炉心内の各燃料集合体の位置に応じて、その発熱量（出力規模）に見合った冷泌却材の流量配分を行うと共に、エントランスノズルには、多数の冷却材流入孔を設けて流路閉塞を防止する（乙一六・八―三―五頁、三一頁、三二頁、五七頁）。温度差による湾曲により燃料要素が互いに接触することを防止し、燃料集合体内における所要の冷却材流量や冷却材流路を確保するため、燃料要素にはワイヤスペーサを巻き付ける。また、炉心燃料集合体の出口には、冷却材の温度等を測定する検出器（炉心出口計装）を設置し、冷却材流量に異常がないことを常時監視する（乙一六・八―三―五頁、一〇頁、八―九―七頁）。
燃料被覆管の外径は、気体状の核分裂生成物による内圧や高速中性子の照射によって生じるクリープ及びスエリングによって、使用期間中徐々に増加するが、右外径の増加量を七パーセント程度に抑えると、冷却機能は十分維持され、燃料被覆管の健全性も損なわれないと評価されるところ、本件原子炉施設においては、燃料被覆管の材料に耐スエリング性に優れたＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼を使用するこ
とによって、燃料被覆管の
使用期間末期でも、燃料被覆管の外径増加を約六パーセント以下に抑える（乙一六・八―三―七ないし九頁、七一頁）。
（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設においては、燃料要素が温度差によって湾曲し、あるいは燃料被覆管の外径が増加することによって冷却材の流路閉塞が生じ、その部分の温度が上昇して燃料が溶融することはないと判断した。
（４）　ラッパ管の変形に対する健全性の確保
（イ）　本件安全審査においては、燃料要素を収納するラッパ管は、エントランスノズル等と併せて、燃料要素を冷却するのに必要な冷却材流量や冷却材流路を確保する機能を有するので、ラッパ管の過大な変形によって燃料被覆管が損傷することがないよう、次のとおりの対策が講じられていることを確認した。（ａ）　本件原子炉施設のラッパ管は、燃料被覆管と同様、耐スエリング性に優れ、熱的、機械的荷重による変形に十分に耐える強度を有するＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼を使用することにより、輸送時や運転時における種々の力に十分耐えると共に、中性子照射によるスエリングに対しても十分な健全性を有する（乙一六・八―三―六頁、一〇頁、四四頁）。
（ｂ）　燃料集合体相互の間隔を十分にとると共に、ラッパ管の上部、中間部及び下部の三か所にスペーサパッドを設け、燃料集合体に熱湾曲等による曲がりが生じたとしても、各燃料集合体は、右スペーサパッドによって隣接する燃料集合体と相互に支持、拘束される。また、地震時においても、燃料集合体が受ける力はスペーサパッドを通じて互いに伝えられ、いずれの場合にも昀終的には炉心全体を取り巻く円筒状の構造物（炉心槽）によって受け止められる。したがって、熱湾曲等や地震によって、ラッパ管に過大な変形が生じることはない（乙一六・八―三―六頁、一〇ないし一四頁）。
（ｃ）　燃料集合体は、下端部のエントランスノズルを炉心支持板の連結管内に挿入し、下部のみを固定して炉心において直立支持させ、上部は固定せず、しかも十分な空隙を設けた構造としており、上部方向への熱膨張が生じても、燃料集合体に過大な変形が生じることはない（乙一六・八―三―一〇ないし一二頁、一四頁）。（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、燃料集合体のラッパ管の健全性は確保されており、炉内の変形挙動と炉心槽等による拘束との相
互作用によ
って、燃料集合体が大きく変形、湾曲し、内部の燃料被覆管が損傷することはないと判断した。
（三）　原子炉バウンダリの健全性の確保


原子炉バウンダリは、原子炉冷却材バウンダリと原子炉カバーガスのバウンダリとで形成され、異常な事態が発生した場合には、放射性物質を封じ込める機能を有する。
（１）　原子炉冷却材バウンダリ
（イ）　本件安全審査においては、原子炉冷却材等のバウンダリの健全性が、①運転中に受けることが予想される荷重、②中性子照射、③腐食などによって損なわれないか否かについて審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。
（ａ）　運転中に受ける荷重に対する健全性の確保
原子炉冷却材バウンダリの機械的健全性を確保するために、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器、配管等について、次のとおり、高温のナトリウム環境の下で使用されることを考慮した適切な材料の選定を行い、予想される運転状態において生じる荷重に対して十分な強度を確保し、さらに、原子炉容器及び配管を始めとする原子炉冷却材バウンダリの熱的過渡変化が過大にならないようにする。（い）　原子炉冷却材バウンダリは、高温強度とナトリウム環境下での使用に対する適合性が良好なステンレス鋼（ＳＵＳ三〇四ステンレス鋼）を材料として使用し、冷却材の圧力等を考慮した設計とする。また、耐震設計分類上はＡｓクラスとしての耐震設計を行い、プラントの寿命中に想定される熱荷重、地震荷重等の必要な組合せに対して十分な強度を有するようにする（乙一六・八―一―六六頁、六七頁、一一三頁、八―四―二ないし四頁）。
（ろ）　通常の起動又は停止時には、冷却材の昇温速度又は降温速度が過大にならないように制限し、また、定格出力運転時の原子炉容器出口ナトリウム温度（約五二九度℃）を原子炉出力制御系によってほぼ一定に保つなど、原子炉冷却材バウンダリに加わる熱的過渡変化が小さくなるようにする（乙一六・八―一―六七、八―四―三、八―九―一八頁）。このように、原子炉冷却材バウンダリは、寿命時間を通じて、熱的過渡的変化及びクリープに十分耐え得る強度を持たせる。（は）　さらに、一次主冷却系の配管の熱膨張に関しては、配管を要所で曲げることによってこれを吸収させ、過大な熱応力が発生しないようにする（乙一六・八―四―三頁、一〇―三―二四頁）。
（ｂ）　中性子照射の影響に対す
る原子炉容器の健全性の確保
金属材料は、一般に、過度の中性子照射を受けると延性（伸びる性質）が低下し、もろくなる（脆化する）傾向がみられるところ、本件原子炉施設においては、原子炉容器の材料に延性の高いステンレス鋼を使用すると共に、炉心と原子炉容器との間に中性子遮へい体を置いて、原子炉容器に対する過度の中性子照射を防止する（乙一六・八―三―一頁、五九頁、八―四―二頁、一四頁）。また、原子炉容器内に原子炉容器と同一材料の試験片を挿入し、原子炉の供用期間中、右試験片を適宜取り出して試験することにより、供用期間脳中を通じ、原子炉容器の中性子照射による影響の程度を把握できる設計とする（乙一六・八―四―二頁、六頁、一〇頁）。
（ｃ）　腐食に対する健全性の確保
原子炉冷却材バウンダリは、その内面で冷却材と接しているため、冷却材中の不純物による化学的腐食に対しても、その健全性を確保する必要があることから、原子炉冷却材バウンダリの材料として、耐食性に優れたステンレス鋼を使用すると共に、腐食の原因となる冷却材中の不純物を一次ナトリウム純化系のコールドトラップで除去することなどによって、冷却材を高純度の状態に維持し、腐食に対する健全性を確保する（乙一六・八―四―四頁、八―八―三頁）。
（ｄ）　その他
原子炉容器の母材及び溶接部等については、試験片を原子炉容器内に挿入し、中性子照射等による材料特性の変化を監視できる設計とする。原子炉冷却材バウンダリからの冷却材漏えいに対しては、バウンダリを構成する機器及び配管にガスサンプリング型又は接触型ナトリウム漏えい検出器を設け、これらにより速やかに検出できるようにし、また、安全保護系としての原子炉容器ナトリウム液位、原子炉格納容器床下雰囲気温度、ガードベッセル内漏えいナトリウム液位及び原子炉格納容器床上放射能の測定によっても冷却材漏えいを検出できるようにすることにより、冷却材漏えいの速やかかつ確実な検出ができる（乙一六・八―四―三頁、一〇頁、一一頁、八―五―三頁、七頁）。原子炉冷却材バウンダリとなる機器及び配管は、原子炉の運転開始後、重要な部分に対し、供用期間中定期的に検査が行えるように、検査機器等を検査箇所に接近する配置が考慮される（乙一六・八―一―三、六頁、八―四―一〇頁）。（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の原子炉冷却材バウンダリの健全性は確保されると判断した。
（２）　原子炉カバーガス等のバウンダリ
（イ）　本件安全審査においては、原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が、①運転中に受けることが予想される荷重、②カバーガス中の不純物に起因する腐食によって損なわれないか否かを審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。
（ａ）　運転中における荷重に対する健全性の確保
本件原子炉施設においては、出力運転時には一次アルゴンガス系の圧力はほぼ一定に保たれるが、一次アルゴンガス系の機器、配管等は、右出力運転時の圧力よりも十分高い圧力に耐え得る強度を有する（乙一六・八―四―四頁、八―八―三八頁）。
（ｂ）　不純物による腐食に対する健全性の確保
原子炉カバーガス等のバウンダリの材料としては、耐食性に優れたステ卿ンレス鋼（ＳＵＳ三〇四ステンレス鋼）を使用しており、一方、カバーガス（冷気材と空気との接触を防止する冷却材液面を覆うガス）として使用するアルゴンは不活性であり、かつ、高い純度のものを用いることから、カバーガス中の不純物によって原子炉カバーガス等のバウンダリが腐食することはない（乙一六・八―一―七三頁、八―四―四頁、一四頁、八―八―八頁）。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性は確保されると判断した。
３　異常拡大防止対策
（一）　異常状態の早期検知（計測制御装置の設置）


（１）　本件安全審査においては、本件原子炉施設には、原子炉の運転中、何らかの原因によって異常状態が発生した場合に、原子炉の緊急停止後、所要の措置鵬が講じられるよう、異常状態の発生を早期に、かつ、確実に検知することができるか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　原子炉が安定した運転状態にあることを確認するため、炉心の中性子束、原子炉容器出口ナトリウム温度、一次主冷却系流量、原子炉容器ナトリウム液位等をそれぞれ検出する装置をそれぞれ所定の位置に設置し、その状態を監視する（乙一六・八―一―四五頁、八―九―二頁、一二頁、一三頁）。（ロ）　燃料被覆管の破損を検知するために、一次主冷却系配管及び一次アルゴンガス系配管に破損燃料検出装置を設置する（乙一六・八―九―二頁、八頁、一〇頁）。
（ハ）　一次冷却材及び二次冷却材であるナトリウムの漏えいを検知するため、主要な機器及び配管にナトリウム漏えい検出器等を設置する（乙一六・八―四―九、八―五―三、八―九―一五頁）。
（ニ）　蒸気発生器伝熱管からの水及び蒸気の漏えいを検知するため、二次主冷却系配管及び蒸気発生器（蒸発器、過熱器）カバーガス空間に水素計を、蒸発器カバーガス空間にカバーガス圧力計を、ナトリウム・水反応生成物収納設備に圧力解放検出器をそれぞれ設置する（乙一六・八―五１三頁、八―九―一五頁）。（ホ）　運転員が異常の徴候を集中的に監視できるように、計測制御装置が検知、計測した各信号は中央制御室の中央制御盤等に表示される。また、何らかの異常状態が発生した場合には、その程度に応じて自動的に警報が発せられる（乙一六・二四頁、八―九―三七頁）。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の計測制御設備の設計は妥当であり、運転員は異常状態の発生を早期に検知し、原子炉の緊急停止等、所要の措置を速やかに講じることができると判断した。
（二）　安全保護設備の設置
本件安全審査においては、本件原子炉施設において何らかの原因によって異常状態が発生して、迅速に措置を講じなければ燃料被覆管や原子炉バウンダリの各健全性に重大な影響を及ぼすおそれのある場合に、自動的に所要の措置を講じる安全保護設備として、①異常状態を検知すると制御棒を自動的に挿入し、原子炉の出力を低下させる原子炉緊急停止装置及び②原子炉停止時に炉心を冷却する補助冷却設備が設けられているか否か、安全保護設備は、運転員の操作を要することなく自動的に作動し、また、その作動について信頼性を有するか否かを審査した。
（１）　原子炉緊急停止装置
（イ）　原子炉緊急停止装置は、①原子炉を緊急停止する原子炉トリップ信号を発する安全保護系と、②制御棒を炉心に挿入する原子炉停止系とから構成されており、本件安全審査においては、原子炉緊急停止装置につき、次の事項を確認した。（ａ）　安全保護系については、論理回路や原子炉トリップ遮断器等の信号伝達回路を多重化すると共に、多重化した信号伝達回路が同一の原因によって同時に機能が喪失したり、相互干渉が起こらないように、電気的にも物理的にも分離して独立性を有する。また、原子炉の運転中もその機能を確認できるように、試験可能性を考慮して回路を構成する（乙一六・八―一―六一頁、六五頁、八―九―五ないし八頁、一三頁）。
（ｂ）　原子炉停止系は、相互に独立した二系統（主炉停止系と後備炉停止系）からなり、いずれか一系統のみであっても炉心を臨界未満にでき、かつ低温状態で臨界未満を維持できる（乙一六・八―一―五二ないし五四頁、八―三―一五ないし一八頁）。
（ｃ）　各制御棒は重力により炉心に挿入されるが、確実に挿入されるように種々の対策を講じている。すなわち、①主炉停止系及び後備炉停止系共に、マグネット（電磁石）によって制御棒を保持する機構を採用していることから、仮に電源を喪失した場合には、制御棒保持用マグネットが消磁して、即時に制御棒が自動的に炉心に挿入されるフェイルセイフ機能を有している。また、②主炉停止系の制御棒はガス圧力により、後備炉停止系の制御棒はばねの力によりそれぞれ加速挿入され、制御棒駆動機構ごとに、独立した制御棒保持用マグネット及び加速機構を個別に備える。機器の信頼性の観点からは、主炉停止系と後備炉停止系とで制御棒駆動機構の構造や制御棒の保持構造を別異にするなどして、共通原因による故障が同時に生じないようにする。原子炉緊急停止装置についても、原子炉トリップ回路の機能試験を行うなどして、その信頼性を確認できる設計とする（乙一六・八―三―一五ないし一八頁、八―九―三〇頁、三一頁）。
（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の原子炉緊急停止装置の設計は妥当であると判断した。
（２）　補助冷却設備
（イ）　原子炉緊急停止のために制御棒が挿入されると、原子炉の出力はほぼ瞬時に停止するが、炉心に残留する崩壊熱を除去する必要があることから、補助冷却設備が設けられており、本件安全審査においては、補助冷却設備につき、次の事項を確認した。
（ａ）　原子炉を停止すると、一次主冷却系及び二次主冷却系の各循環ポンプは、いずれも自動的に主モータからポニーモータによる駆動に切り替わって低速運転に移行し、同時に、二次主冷却系の冷却材流路が蒸気発生器側から補助冷却設備側に自動的に切り替えられて、空気冷却器用送風機が起動する。そして、原子炉停止後に炉心に残存する熱は、ポニーモータによって循環される冷却材によって一次主冷却系から二次主冷却系に伝えられ、更に二次主冷却系から分岐した補助冷却設備に伝えられて、同設備の空気冷却器から大気中に放出される（乙一六・八―六―五頁）。
（ｂ）　補助冷却設備は、二次主冷却系設備三ループにそれぞれ接続された独立の三ループからなるが、そのうち一系統が運転すれば、原子炉停止時の炉心冷却に必要な除熱量を確保することができる（乙一六・八―四―二頁、八―五―二頁、八―六―二頁、五頁、六頁）。


（ｃ）　ポニーモータや空気冷却器用送風機等の動的機器は、系統ごとに独立した非常用電源に接続され、外部電源が喪失してもその機能を確保できる。また、補助冷却設備及び非常用電源については、原子炉の運転中も弁等の作動確認など所定の検査を定期的に行い、その信頼性を確保できる設計とする（乙一六・八―一―三六頁、七六頁、八―六―六頁、七頁、八―一〇―二頁、一〇頁）。（ｄ）　中間熱交換器及び空気冷却器を炉心よりも順次高い位置に配慮するなど、万が一、右の動的機器が作動しない場合であっても、冷却材の自然循環（冷却材の自然対流）によって炉心の崩壊熱を除去できる（乙一六・八―六―六頁）。（ｅ）　原子炉停止時に一次主冷却系及び二次主冷却系の各循環ポンプの駆動がポニーモータに切り替わる際に、炉心冷却材流量の急減によって原子炉冷却材バウンダリの熱的過渡変化が過大になることがないよう、各循環ポンプには適切な回転慣性を持たせる（乙一六・八―四―七頁、八―六―五頁）。（ロ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設において、補助冷却設備の設計は妥当であると判断した。
４　放射性物質の環境への異常放出防止対策
（一）　本件安全審査においては、仮に原子炉バウンダリが破損するといった事態が発生した場合においても、なお放射性物質を環境へ異常に放出することを防止するために、工学的安全施設が設けられているか否か、右工学的安全施設は十分な信頼性を有するか否かを審査した。
（二）　そして、本件安全審査においては、次のとおり、放射性物質を環境に異常に放出することを防止するために、工学的安全施設の設置及びその信頼性について、次の事項を確認した。
（１）　工学的安全施設の設置
（イ）　補助冷却設備
補助冷却設備は、前記（３、（二）、（２））のとおり、異常状態発生時にその拡大防止機能を有することに加え、事故時にも、原子炉が緊急停止した後に炉心を
冷却する機能を持つものであり、安全保護設備で
あると共に工学的安全施設である。
補助冷却設備は、相互に独立した三系統で構成され、一系統のみの運転でも原子炉停止時の炉心の冷却に必要な除熱量を確保できる上、前記のとおり、自然循環によっても炉心を冷却し得ることから、事故時においても、十分な能力と信頼性をもって炉心の冷却機能を果たすことができる（乙一六・八―七―一二頁ないし一四頁）。
（ロ）　ガードベッセル
ガードベッセルは、原子炉容器、一次主冷却系中間熱交換器及び一次主冷却系循環ポンプの各下部を、これらの機器に接続された配管と共に包み込むよう設置された上端開放のステンレス鋼製容器であり、一次冷却材の漏えいが生じた場合であっても、ガードベッセルが設置されている部分では、漏えいしたナトリウムをガードベッセルによって受け止め、ガードベッセルが設置されていない部分では、配管を高所に配置するなどの設計上の考慮をすることにより、原子炉容器内には一次主冷却系の循環機能を維持するのに必要な冷却材を常に確保し、右（イ）の補助冷却設備とあいまって、炉心の冷却を維持できる（乙一六・八―四―三頁、四頁、八頁、八―七―一〇頁、一一頁）。
（ハ）　原子炉格納施設
原子炉格納施設は、原子炉バゥンダリから漏えいした放射性物質を右施設内に封じ込めるためのものであって、気密・耐圧構造の鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製外部遮へい建物から構成され、原子炉容器、一次主冷却系設備等の原子炉施設の主要部分を収容する。
原子炉格納容器と外部遮へい建物との間には、密閉部分（アニュラス部）を設置し、これを常時負圧に保つことによって、原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあった場合でも、これが周辺に拡散されることを防止し、原子炉格納施設は二重格納の機能を有する。
原子炉格納容器は、放射性物質を外部から隔離するために重要な障壁であり、その気密性を確保する必要があることから、原子炉格納容器を貫通する各配管には、事故時に必要とされるものを除き、原則として、原子炉格納容器の内側と外側に各一個ずつ、遠隔操作の隔離弁を設ける。また、原子炉格納容器の運転員等の出入口（エアロック）は二重扉を持つ密閉構造とし、機器搬入口は二重ガスケット（シール材）でシールし、扉をボルート締めする構造とするなど、十分な気密性を確保している。そして、原子炉格納容器内の冷却材液位の異常な低下や原子炉格納容器内の圧力、温度又は放射能レベルの上昇等の異常を示す信号が検出されると、原子炉格納容器隔離信号が発せられ、隔離弁は自動的かつ確実に閉鎖し、原子炉格納容器は隔離され、放射性物質の異常な放出を防止できる（乙一六・八―七―四頁、五頁、八―九―三三頁、三四頁、四四頁）。
事故時に原子炉格納容器の気密性を確保する観点から、昀も厳しい条件を与えると想定されるのは、一次冷却材漏えい事故であることから、一次冷却材漏えい時の温度と圧力に耐え得るように原子炉格納容器を設計する。また、漏えいしたナトリウムの燃焼によって原子炉格納容器内の圧力や温度が上昇することを抑制するため、①一次冷却材及び二次冷却材を含む機器、配管の置かれている原子炉格納容器室を、通常運転時は不活性ガスである窒素で満たし、②右各室の床面、天井及び壁面に鋼製のライナを設置して、ナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止すると共に、各室の気密性を保持し、③原子炉容器室に貯留槽を設け、ナトリウムがガードベッセルから溢流した場合、ナトリウムを溢流管により貯留槽に導き収納することによって、漏えいしたナトリウムによる熱的影響を緩和できる（乙一六・八―七―六頁、一〇―三―二六頁）。
（二）　アニュラス循環排気装置


アニュラス循環排気装置は、アニュラス部を常時負圧に保ち、原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした放射性物質を除去するための設備である。アニュラス循環排気装置は、アニュラス循環排気ファン、排気装置フィルタユニット（微粒子用フィルタユニット、よう素用フィルタユニット）等から構成される。アニュラス循環排気ファンは、常時運転によりアニュラス部を常時負圧に保つと共に、微粒子用フィルタユニットで浄化した空気を再循環させ、その一部を排気筒へ導く。万一、原子炉格納容器内で放射性物質が異常放出する事態が発生し、原子炉格納容器隔離信号が発せられると、通常時はよう素用フィルタユニットをバイパスしている排気筒への循環路がよう素用フィルタユニットを通る循環路へと自動的に切り替わり、よう素の除去を行う（乙一六・八―七―八頁、九頁、二一頁）。アニュラス循環排気装置は、相互に独立した二系統からなり、一系統のみの運転によっても所定の機能を果たすことができ、よう素用フィルタユニットは、よう素除去効率が九九パーセント以上となるように設計する（乙一六・八―七―九頁）。
アニュラス循環排気装置を構成する主要な機器については、作動試験を定期的に行い、所定の機能が維持されていることを確認する。また、フィルタ前後の差圧を基にして、フィルタの目詰まりを監視できる設計とする（乙一六・八―七―八頁、九頁）。
（ホ）　一次アルゴンガス系収納施設
一次アルゴンガス系収納施設は、配管の破損等による一次アルゴンガス漏えい事故が万一生じた場合であっても、常温活性炭吸着塔内に吸着した放射性物質を環境に異常に放出することを防止するための施設であり、一次アルゴンガス系設備の常温活性炭吸着塔を収納する常温活性炭吸着塔収納設備と隔離弁等から構成され、一次アルゴンガス漏えい事故が万一生じた場合であっても、常温活性炭吸着塔内に吸着した放射性物質を環境に異常に放出することを防止する（乙一六・八―七―一五頁、一〇―三―六八頁）
（２）　工学的安全施設の信頼性
（イ）　工学的安全施設は、使用条件等に対する十分な安全余裕を持たせ、動的機器を有する系統についてはその各々に多重性を持たせることで機能を同齢時に喪失しないよう配慮し、また、これらの系統の各機器を非常用電源設備に接続して、外部電源喪失時にも安全機能を失わないようにする（乙一六・八―一―四頁、八頁、八―七―一頁）。
（ロ）　安全保護系からの信号を受けて工学的安全施設を作動させる工学的安全施設作動設備についても、多重性、独立性を確保し、非常用電源設備に接続し、高い信頼性を確保する（乙一六・八―九―三二頁）。
（ハ）　工学的安全施設はすべてＡクラスの耐震設計を行い、そのうち、放射性物質の拡散を直接防ぐための設備である原子炉格納容器及びそのバウンダリを構成する配管、弁等及び原子炉停止後の炉心の冷却を確保するための設備である補助冷却設備については、その重要性からＡｓクラスの耐震設計を行い、地震時においても所要の機能を確実に果たすようにする（乙一六・八―一―一一三頁、一一四頁）。（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施剛設の工学的安全設備の設計は妥当であると判断した。
５　運転時の異常な過渡変化の解析
（一）　意義
運転時の異常な過渡変化の解析評価は、事故防止対策に係る安全性を確保するための安全設計（異常発生防止対策、異常拡大防止対策、放射性物質異常放出防止対策）がされていることを前提として、原子
炉施設の運転状態において、原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作などによって、原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態及びこれらと類似の頻度で発生し、原子炉施設の運転が計画されていない状態に至る事象を想定し、これらの事象が発生した場合における安全保護系、原子炉停止系等の設計の妥当性を確認するために行うものである。
（二）　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、運転時の異常な過渡変化として選定された事象が妥当であるか否かを審査した上、それぞれの事象について次の項目を具体的な判断基準として取り上げ、被告の実施した運転時の異常な過渡変化の解析を審査、評価した。
（１）　燃料被覆管が、プレナムガスの内圧により破損しないよう、被覆管肉厚中心温度は八三〇℃以下であること。
（２）　冷却材が沸騰しないよう、炉心ナトリウム温度は沸点未満であること。（３）　燃料被覆管が燃料溶融により破損しないよう、燃料温度は融点未満であること。
（４）　原子炉冷却材バウンダリの温度は、六〇〇℃、昀高使用温度（℃）の一・四倍のいずれをも超えないこと。
（三）　本件許可申請における解析対象
本件許可申請においては、運転時の異常な過渡変化として、次の事象が取り上げられている。
（１）　炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
①未臨界状態からの制御棒の異常な引き抜き、②出力運転中の制御棒の異常な引き
抜き、③制御棒落下
（２）　炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
①一次冷却材流量減少、②一次冷却材流量増大、③外部電源喪失、④二次冷却材流量減少、⑤二次冷却材流量増大、⑥給水流量喪失、⑦給水流量増大、⑧負荷の喪失
（３）　ナトリウムの化学反応
蒸気発生器伝熱管小漏えい
（四）　本件許可申請における運転時の異常な過渡変化の解析内容本件安全審査においては、本件許可申請における運転時の異常な過渡変化の解析について、次のとおりと確認した。
（１）　未臨界状態からの制御棒の異常な引き抜き
（イ）　事象の内容
制御棒駆動機構の誤動作又は運転員の誤操作により未臨界状態から制御棒が連続的に引き抜かれ、中性子束が急速に上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　過渡変化の初期状態として、原子炉は未臨界状態にあるものとする。（ｂ）　初期の原子炉熱出力は定格値の一・一パーセントとし、原子炉核出力は定格値の一〇のマイナス六乗パーセントとする。（ｃ）　炉心の冷却材流量は定格値の四九パーセント、原子炉容器入口ナトリウムの初期温度は三〇〇℃とする。
（ｄ）　昀大の反応度価値を持つ調整棒一本が昀大速度で引き抜かれるものとし、反応度挿入率は三セント毎秒とする。
（ハ）　解析結果


異常発生後、「出力領域中性子束高（低設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この事象による昀大到達原子炉出力は定格値の約四八パーセント、燃料昀高温度は約五九〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約三六〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約三六〇℃にとどまる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（２）　出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
（イ）　事象の内容
原子炉出力制御系の誤動作又は運転員の誤操作などにより、原子炉出力運転状態から制御棒が連続的に引き抜かれ、中性子束が急速に上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　昀大の反応度価値を持つ調整棒一本が昀大速度で引き抜かれるものとし、反応度挿入率は三セント毎秒とする。
（ハ）　解析結果
異常発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この事象による原子炉の昀大出力は定格値の約一一八パーセントであり、燃料昀高温度は約二四五〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七〇〇℃である。また、炉心のナトリウム昀高温度は約六九〇℃にとどまり、被覆管肉厚中心温度及びナトリウム温度については、初期原子炉出力が定格値の九一パーセントの場合が昀も厳しくなるが、それぞれ約七二〇℃、約七一〇℃である。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（３）　制御棒落下
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に、制御棒駆動装置の故障又は誤動作によって、制御棒一本が引抜位置から炉心内に落下した場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ
）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。
（ｂ）　調整棒一本の落下による原子炉出力の減少幅が小さく、原子炉が自動停止に至らない場合として、マイナス二〇セントの反応度が挿入されるものとする。（ｃ）　制御棒落下による昀大線出力の増加率は一〇パーセントとする。（ｄ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。
（ハ）　解析結果
調整棒が落下し、負の反応度が挿入されるので、原子炉出力及び原子炉容器出口ナトリウム温度を設定値に制御する原子炉出力制御系の動作によって微調整棒が引き抜かれ、初期運転状態の近傍に復帰する。この事象による原子炉の昀大出力は定格値の約一〇四パーセントである。燃料昀高温度は約二五六〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七一〇℃である。また、炉心のナトリウム昀高温度は約六九〇℃となる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（４）　一次冷却材流量減少
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に一次主冷却系循環ポンプ主モータの電源喪失等により、炉心流量が減少する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　定格出力運転中に一次主冷却系循環ポンプ一台の主モータがトリップし、同ポンプはポニーモータによる低速運転に移行するものとする。
（ハ）　解析結果
一次冷却系循環ポンプのトリップが発生すると、そのループの冷却材流量が減少し、「一次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は約五四〇℃まで、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七一〇℃にとどまり、炉心のナトリウム昀高温度は約七〇〇℃となる。また、燃料温度は初期値よりわずかに上昇するだけである。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（５）　一次冷却材流量増大
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に一次主冷却
系流量制御系の故障等によって、炉心流量が異常に増大し、原子炉出力が上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　一次冷却材流量は、同流量制御系の故障により、一ループの一次主冷却系循環ポンプの回転数の上限値に対応する流量まで増大するものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。（ｄ）　制御棒引き抜き阻止による原子炉出力の抑制は無視するものとする。
（ハ）　解析結果
一次冷却材流量の増大により、中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度が異常に上昇し、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は、定格運転時に比べてほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。また、燃料昀高温度は約二四八〇℃、被覆管腐厚中心昀高温度は約六九〇℃にとどまる。炉心のナトリウム昀高温度は約六八〇℃にとどまり、沸点に達しない。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（６）　外部電源喪失
（イ）　事象の内容
送電系統又は所内電源設備の故障等により、外部電源が喪失し、運転状態が乱される場合を想定する。
（ロ）　解析条件


（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　昀も厳しい場合として、所内常用電源の供給がすべて失われるものとする。
（ハ）　解析結果
電源喪失が発生すると、一次、二次主冷却系循環ポンプの駆動力が喪失し、「常用母線電圧低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は約五四〇℃まで、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約七二〇℃にとどまる。燃料温度は初期値よりわずかに上昇するだけである。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（７）　二次冷
却材流量減少
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に、二次主冷却系循環ポンプ主モータの電源喪失等により、二次冷却材流量が減少し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇することを想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　定格出力運転中に二次主冷却系循環ポンプ一台がトリップし、同ポンプはポニーモータによる低速運転に移行するものとする。
（ハ）　解析結果
二次主冷却系循環ポンプのトリップが発生すると、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べてほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度についても約四三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であり、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃である。また、燃料温度は初期値以上に上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダ柵りの健全性が問題となることはない。
（８）　二次冷却材流量増大
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に、二次主冷却系循環ポンプの可変速流体継手付Ｍ―Ｇセットの故障等により、二次冷却材流量が増大し、原子炉容器入口ナトリウム温度が低下し、原子炉出力が上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　二次冷却材流量は、同流量制御系の故障により一ループの二次主冷却系循環ポンプの回転数の上限値に対応する流量まで増大するものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。
（ハ）　解析結果
二次冷却材流量の増大により、蒸発器出口ナトリウム温度が異常に上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。また、燃料昀高温度は約二三六〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃にとどまる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。
また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（９）　給水流量喪失
（イ）　事象の内容
主給水ポンプの故障等により、給水流量が喪失し、蒸気発生器での除熱が不足し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇することを想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　主給水ポンプが二台同時にトリップするものとする。
（ハ）　解析結果
主給水ポンプ二台がトリップすると、蒸気発生器の給水流量が減少し、蒸気発生器での除熱量が減少するため、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べてほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管肉厚中心昀高温度は、約六八〇℃にとどまり、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃までの上昇にとどまる。なお、燃料温度は初期値以上に上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（１０）　給水流量増大
（イ）　事象の内容
給水設備の故障等により、給水流量が増大し、原子炉容器入口ナトリウム温度が低下し、原子炉出力が増加する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　給水流量は主給水ポンプ二台の回転数の上限値に対応する流量まで上昇するものとする。この時、蒸発器出口蒸気温度の制御は行われないものとする。また、蒸発器出口蒸気温度の低下による給水遮断は生じないものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。
（ハ）　解析結果
蒸気発生器の給水流量が定格値の約一三〇パーセントまで増大し、蒸気発生器における熱交換量が増加するため、蒸発器出口ナトリウム温度及び中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度がそれぞれ約一一℃、約八℃低下する。この結果、原子炉容器出口ナトリウム温度は一時的に降下するが、原子炉出力制御系の動作により、過渡変化の始まる前の温度近傍に復帰する。原子炉出力は定格値の約一〇八パーセントまで上昇して整定する。原子炉容器入口ナトリウム温度も定格値以上に上昇することはない。また、燃料昀高温度は二四五〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃にとどまる。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃にとどまる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。


（１１）　負荷の喪失
（イ）　事象の内容
外部送電系統の故障やタービン制御系統の誤動作あるいはタービンの故障によりタービン負荷が喪失し、給水ポンプがトリップして蒸気発生器の除熱が不足し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　負荷が完全に喪失するものとし、このとき主給水ポンプがトリップするものとする。
（ｃ）　一次主冷却系の除熱に対して厳しい条件として、負荷喪失によるタービンのトリップ及び「タービントリップ」信号にもとづく原子炉の自動停止は無視する。また、この場合タービンバイパス弁及び主蒸気逃し弁は働かないものとし、過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁が作動するものとする。
（ハ）　解析結果
定格値の一〇〇パーセントから〇パーセントヘの負荷喪失が発生すると、タービンの余剰蒸気は過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁から系外へ放出される。主給水ポンプの停止に伴い蒸気発生器への給水流量が減少し、蒸気発生器の除熱能力が減少するため蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は、定格運転時に比べほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管中心温度は約六八〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃までの上昇にとどまる。なお、燃料温度は初期値以上に上昇すること珊はない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（１２）　蒸気発生器伝
熱管小漏えい
（イ）　事象の内容
蒸気発生器の伝熱管で水の小漏えいが生じ、ナトリウム中への水漏えいにより微小な規模のナトリウム・水反応が生じる場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　解析対象ループは、水素の輸送遅れ時間を考慮し、二次主冷却系配管長が昀長のループとする。
（ｃ）　水漏えいの位置は水漏えい検出器での遅れ時間を考慮し、蒸発器の管束部上部とする。
（ｄ）　水漏えい率範囲は〇・一グラム毎秒以下とする。
（ハ）　解析結果
水漏えい検出設備により、水漏えいを早期に検出し、十分な時間的余裕をもって運転員が水漏えい信号を発し、それに基づいて、水・蒸気側の遮断、内部保有水のブロー等のプラント自動停止操作が行われ、ナトリウム・水反応は停止される。隣接伝熱管の損耗は無視でき、その健全性が損なわれることはない。また、この場合、プラント自動停止操作が行われると、二次主冷却系循環ポンプがトリップされ、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により、原子炉は自動停止し、炉心及び原子炉冷却材バウンダリにとっては、前記（（７））のコ一次冷却材流量減少事象」と同様な過渡変化となる。燃料の健全性並びに原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（五）　本件安全審査における評価
（１）　事象選定の妥当性
運転時の異常な過渡変化として取り上げられている事象については、「評価の考え方」に基づき、「安全評価審査指針」等を参考として、事象選定解析の結果をも考慮して炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化、炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化、ナトリウムの化学反応それぞれに対して、過渡変化の結果が厳しくなる事象が選定されており、事象の選定は妥当であると判断した。
（２）　解析方法の妥当性
（イ）　事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されており、計測制御系、安全保護系等の作動状況及咽び運転員の操作の態様が考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについては、それぞれの事象に応じて評価の結果が厳しくなるように選定されており、また、パラメータに不確定因子が考えられる場合には、安全余裕が見込まれている。
（ロ）　解析に当たっては、作動を要求される
安全系の機能別に結果を昀も厳しくする単一故障が仮定されており、事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕は適切に見込まれている。また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。これらのことから、右解析の方法は妥当であると判断した。
（３）　解析結果の妥当性
いずれの事象の解析結果においても、被覆管肉厚中心温度、炉心ナトリウム温度、燃料、原子炉冷却材バウンダリの温度はいずれも制限値を十分下回っていると判断した。
（４）　結論
以上から、本件安全審査においては、本件原子炉施設は、自己制御性と安全保護機能の動作があいまって、運転中に起こる異常な過渡変化を安定に収束し、燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を保持できる設計であると判断した。
６　各種事故解析
（一）　意義
各種事故の解析評価は、事故防止対策に係る安全性を確保するための安全設計がざれていることを前提として、発生頻度は極めて小さいが、万一発生した場合には、原子炉施設からの放射能の放出の可能性がある事象を選定し、これらの事象の発生及び拡大を防止するために、各種の対策が取られていることを確認した上で、万一これが発生した場合にも、その拡大を防止し、周辺への放射能の異常な放出を抑止するための十分な安全防護対策がされているといえるか否か、安全防護機能の設計の妥当性を確認するために行うものである。
（二）　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、事故として選定された事象が妥当であるか否かを審査した上、それぞれの事象について、事故の発生及び拡大を防止するための対策が取られていることを確認し、次の項目を具体的な判断基準として取り上げ、事故の解析を審査、評価した。
（１）　炉心は大きな損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること。（２）　原子炉冷却材バウンダリの温度は、六五〇℃、昀高使用温度（℃）の一・六倍のいずれをも超えないこと。
（３）　格納容器バウンダリの温度及び圧力は昀高使用温度（一五〇℃）及び昀高使用圧力（〇・五キログラム毎平方センチメートルＧ）以下であること。（４）　周辺の公衆に対し著しい放射線被曝のリスクを与えないこと。
（三）　本件許可申請にける解析対象
（１）　炉心内の反応度の増大に至る事故


①制御棒急速引抜事故、②燃料スランピング事故
へ③気泡通過事故
（２）　炉心冷却能力の低下に至る事故
①冷却材流路閉塞事故、②一次主冷却系循環ポンプ軸固着事故、③二次主・冷却系循環ポンプ軸固着事故、④主給水ポンプ軸固着事故、⑤一次冷却材漏えい事故、⑥二次冷却材漏えい事故、⑦主蒸気管破断事故、⑧主給水管破断事故
（３）　燃料取扱いに伴う事故
①燃料取替取扱事故
（４）　廃棄物処理設備に関する事故
①気体廃棄物処理系破損事故
（５）　ナトリウムの化学反応
①ダンプタンクからのナトリウム漏えい事故、②オーバフロー系からのナトリウム漏えい事故、③コールドトラップからのナトリウム漏えい事故、④蒸気発生器伝
熱管破損事故
（６）　原子炉カバーガス系に関する事故
①一次アルゴンガス漏えい事故
（四）　本件許可申請における各種事故の解析内容
（１）　制御棒急速引抜事故
（イ）　事故の内容
原子炉の起動時又は出力運転中に、何らかの原因で、調整棒一本が技術的に考え得る昀大度で連続的に引き抜かれることにより、異常な反応度が挿入され、原子炉出力及び炉心各部の温度が上昇する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生郷の可能性は極めて低い。
（い）　制御棒駆動機構は、駆動モータの回転数に対応する引抜速度以上の急速な引き抜きは、制御回路及び駆動モータ単体の容量の限界により起こらないようにする。
（ろ）　制御棒は同時に一本しか引き抜けず、かつ、急速に引き抜くことができないように制限する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　未臨界状態からの制御捧急速引抜事故
（い）　解析条件
①　事故発生時の初期状態として、原子炉は未臨界状態にあるものとする。②　初期の原子炉熱出力は、定格値の一・一パーセント、原子炉核出力は定格値の一〇のマイナス六乗パーセントとする。
③　炉心の冷却材流量は定格値の四九パーセント、原子炉容器入口のナトリウムの初期温度は三〇〇℃とする。
④　制御棒急速引抜事故による反応度挿入率は、調整棒駆動モータの物理的に考え得る昀大速度に対応する反応度に余裕を見込んで七セント毎秒とする。
（ろ）解析結果
事故発生後、「出力領域中性子束高（低設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この場合の昀大出力は定格値の約八二パーセント、燃料昀高温度は約六九〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度及びナトリウム昀高温度は共に約三八〇℃までの上昇にとどまる。
したがって、燃料及び被覆管の各温度は過度に上昇することはなく、炉心冷却能力が失われることはない。
（ｂ）　出力運転中の制御棒急速引抜事故の解析
（い）　解析条件
①原子炉出力は定格出力の一〇二パーセントとする。
②制御棒急速引き抜きによる反応度挿入率は、調整棒駆動モータの物理的に考え得る昀大速度に対応する反応度に余裕を見込んで、七セント毎秒とする。
（ろ）解析結果
事故発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この場合の昀大出力は定格値の約一二パーセント、燃料昀高温度は約二四二〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七〇〇℃、ナトリウム昀高温度は約六八〇℃までの上昇にとどまる。なお、被覆管肉厚中心温度及びナトリウム温度については、初期原子炉出力が定格値の約八六パーセントの場合が昀も厳しくなり、それぞれ約七二〇℃、約七一〇℃となる。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（２）　燃料スランピング事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの熱的あるいは機械的原因で燃料ペレットが燃料被覆管内で下方に密に詰まる事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　燃料製作時には、燃料焼結、成形に十分に注意を払う。また、燃料体の製造及び検査を厳格に行う。
（ろ）　被覆管を高精度で製作し、燃料ペレットとの間には必要以上に間隙が生じないようにする。
（は）　燃料集合体の運搬及び取扱時には十分な注意を払い、燃料集合体に損傷が加わらないようにする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　保護動作の設定値に達しない程度の軽微な原子炉出力の上昇に備えて、原子炉容器出口ナトリウム温度を一定に制御する原子炉出力制御系の動作やセットバック動作により、原子炉出力が異常に上昇することを防止する設計とする。
（ろ）　運転状態の監視及
び炉心の異常監視を行うために、炉心燃料集合体の出口に温度計等を設置し、異常が発生すれば中央制御室に警報が発せられ、運転員の注意を喚起する。（は）　原子炉出力が異常に上昇した場合、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①原子炉出力は定格出力の一〇二パーセントとする。
②スランピング現象は、昀大の反応度価値をもつ一体の燃料集合体内の全燃料要素で同時に発生するものとする。
③スランピングにより、燃料は理論密度の一〇〇パーセントになって炉心下部に落下するものとする。上部軸方向ブランケットは、昀初の位置にそのまま残るものとする。
④スランピングによる反応度挿入はステップ状とする。
（ｂ）　解析結果


事故発生後、「原子炉容器出口ナトリウム温度高」信号により、原子炉は自動停止する。燃料集合体のスランピングによる挿入反応度の昀大値は約七セントであり、この場合、原子炉の昀大出力は定格値の約一一五パーセーントにとどまり、燃料昀高温度は約二五八〇℃であり、融点に達しない。被覆管肉厚中心昀高温度は約七二〇℃、ナトリウム昀高温度は約七一〇℃にとどまり、沸点に達しない。したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（３）　気泡通過事故
（イ）　事故の内容
何らかの原因により、原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して、気泡が冷却材と共に炉心内を通過する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　原子炉容器出口ノズルは液面下約五メートルに設置し、また、原子炉容器上部プレナム中にディッププレートを設置することにより液面の波立ちを生じにくくし、カバトガスを巻き込むことがないようにする。
（ろ）　一次冷却材充てんの際、一次主冷却系配管、弁及び中間熱交換器に設けられたガス抜きラインによりガス抜きを行いうる設計とし、残存ガスの混入を防止する。また、炉内構造物等には、ガス抜き穴を設け、下部プレナムでのガスの滞留を防止する。
（は）　原子炉容器入口ノズルから原子炉容
器下部プレナムへ流入したナトリウムは、高圧プレナム又は低圧プレナムを経て燃料集合体その他の炉心構成要素へと至るが、その間に下部プレナム中での旋回流の効果並びにフローホール、プレナム、連結管、燃料集合体エントランスノズル等に設けたオリフィス孔などを通過するため、仮に大きな気泡が炉容器入口ノズルから混入したとしても、燃料集合体等に至るまでには微細な気泡に分断されて炉心部が気泡で覆われることのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解祈
（ａ）　解析条件
①原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②気泡の大きさは、昀大量として、高圧プレナム内の連結管の形状から二〇リットルとし、これが一斉に全炉心を通過するものとする。
③気泡によって覆われた燃料要素と気泡との熱伝達に関しては、燃料要素の温度が高くなるように断熱とする。
（ｂ）　解析結果
事故発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により原子炉は自動停止する。原子炉の昀大出力は定格値の約一六三パーセントに達するが、燃料昀高温度は初期温度よりわずかに上昇するだけであり、融点を十分下回る。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃、ナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点には達しない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（４）　冷却材流路閉塞事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、炉心の冷却材中の不純物が蓄積したり、炉心に異物が詰まったりして局部的に冷却材の流路が閉塞し、燃料要素が過熱される事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　燃料要素の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　一次冷却材の純度は、適切な管理の下に、十分な純度を維持する。（は）　炉心燃料集合体は、冷却材の流入口において各方向に多数の穴を開け、各方向の穴が同時に塞がることがないようにする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合に
も、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。（い）　運転状態の監視及び炉心の異常監視のために炉心燃料集合体の出口に温度計等を設置し、異常が発生すれば中央制御室に警報が発せられ、運転員脳の注意を喚起する。
（ろ）燃料被覆管が破損した場合には、燃料要素より放出される核分裂生成物を破損燃料検出装置で検出する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　燃料集合体内の一サブチャンネルが瞬時に完全閉塞された場合を想定する。③　閉塞物質の物性値は構造材の値を使用する。
④　閉塞の軸方向位置は炉心部上端とする。
⑤　冷却材の流れによる軸方向の熱移行は考慮しない。⑥　核分裂生成ガスのジェット衝突領域での被覆管外表面熱伝達係数は実験データに基づき１Ｗ／ｃｍ２℃とする。
（ｂ）解析結果
閉塞された流路に接する燃料要素の被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃であり、また、仮にある燃料要素が破損して、隣接燃料要素に核分裂生成ガスがジェット衝突した場合を想定しても、被覆管肉厚中心昀高温度は約七六〇℃であって、被覆管破損の制限値以下であるっ核分裂生成ガス放出の継続時間はたかだか数分間程度であり、その後は被覆管温度は初期の温度に復帰する。したがって、燃料集合体内の一サブチャンネルが閉塞された場合においても、被覆管の温度は過度に上昇することはなく、仮にある燃料要素が破損し核分裂生成ガスが放出することを想定した場合においても、隣接燃料要素の健全性が損なわれることはない。
（５）　一次主冷却系循環ポンプ軸固着事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、一台の一次主冷却系循環ポンプの回転軸が何らかの原因で瞬時に固着することにより、一次冷却材流量が急減し、炉心冷却能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。


（い）　一次主冷却系循環ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　一次主冷却系循環ポンプ及びモータの故障を検出して警報を出して運転員の注意を喚起すると共に、異常が継続した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自
動停止により終結する。また、事故ループの一次主冷却系での逆流を防止するため、原子炉容器入口に近い配管部に逆止弁を設ける。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②事故を想定するループの一次主冷却系循環ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。
（ｂ）　解析結果
事故が発生すると、そのループの流量は急速に減少し、「一次主冷却系循環ポンプ回転数低」の信号により、原子炉は自動停止する。原子炉トリップ信号により、健全な一次、二次主冷却系循環ポンプもトリップされ、炉心流量が減少し、原子炉出力も低下する。健全なループの一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で、健全な二つのループの一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約五パーセントが確保される。
原子炉容器出口ナトリウム温度は、事故発生直後一時的に約五四〇℃まで上昇するが、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。燃料昀高温度は初期温度よりわずかに上昇するだけであり、融点を十分下回る。被覆管肉厚中心昀高温度は約八〇〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七九〇℃であり、沸点に達しない。したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（６）　二次主冷却系循環ポンプ軸固着事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で一台の二次主冷却系循環ポンプの回転軸が瞬時に固着することにより、二次冷却材流量が急減し、中間熱交換器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　二次主冷却系循環ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　二次主冷却系循環ポンプ及びモータの故障を検出して警報を出し、運転員
の注意を喚起すると共に、異常が継続
した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②事故を想定するループの二次主冷却系循環ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。
（ｂ）　解析結果
事故が発生すると、そのループの流量は急速に減少し、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」の信号により原子炉は自動停止する。原子炉トリップ信号により健全な一次、二次主冷却系循環ポンプもトリップされ、炉心流量の減少及び原子炉出力の低下が生じる。健全なループの一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約四パーセントが確保される。
原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料温度は初期値から上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（７）　主給水ポンプ軸固着事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で一台の主給水ポンプの回転軸が瞬時に固着することにより、給水流量が急減し、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　主給水ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　主給水ポンプの故障を検出して警報を出し、運転員の注意を喚起すると共に、異常が継続した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ
）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　軸固着が生じた主給水ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。
（ｂ）　解析結果
事故が発生すると、各ループの蒸気発生器給水流量が減少し、これに伴い、蒸発器及び過熱器での除熱量が減少するので、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。そして、原子炉トリップ信号により、一次、二次主冷却系循環ポンプがトリップする。一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。この事故において、原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料温度は初期値よりほとんど上昇することはない。


したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（８）　一次冷却材漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリの配管が破損し、一次冷却材が漏えいする事故を想定する。配管破損の形態としては、一次主冷却系配管における割れ状の漏えい口又は一次主冷却系配管に接続するドレン系統等の小口径配管における昀大規模の漏えい口を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　一次主冷却系の配管、機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　一次主冷却系の配管、機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。
（は）　一次主冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性（たわめることができる性質）を備えたものとする。
（に）　冷却材温度変化による熱応力等を制限すると共に、このような応力を考慮した設計とする。
（ほ）　一次主冷却系の配管、機器は、設計地震力に十分耐えるように設計される。
（へ）　一次冷却材の純度管理により腐食を防止する。（と）　一次主冷却系の配管、機器は、内部の冷却材流速が適切で、過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　原子炉冷却材バウンダリを構成する配管、機器には、ナトリウム漏えい検出器を設置する。
（ろ）　ナトリウム漏えい量に対応し、「原子炉容器ナトリウム液位低」信号、「ガードベッセル内漏えいナトリウム液位高」信号、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号のいずれかにより原子炉が自動停止するようにする。（は）　一次主冷却系の循環に支障を来すことなく安全に炉心の冷却が行えるように、原子炉容器出口ノズルの上端より上方に適切な余裕をもって、昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）を規定し、この液位以上に原子炉容器内ナトリウム液位が保持される設計とする。
（に）　漏えいしたナトリウムの熱的影響を緩和するため、①原子炉容器室及び一次主冷却系室内は低酸素濃度の窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する、②漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナあるいは貯留槽を設置する、③内部コンクリートの長期にわたる温度上昇を抑制するために、コンクリート冷却設備を設置する、④原子炉容器室において、ガードベッセル外の配管部から漏えいしたナトリウムは、配管周りに設置した覆いにより、ガードベッセル内に導き、更に、ガードベッセルからの溢流分がある場合には、溢流管により貯留槽に収納し、長期的に保持する対螂策を行う、⑤一次主冷却系室において、ガードベッセル外の配管部から漏えいしたナトリウムは、中間床の開口部を介して下部室の床ライナ上に貯留して長期的に保持する、などの対策を行うことにする。
（ほ）　万一、原子炉格納容器雰囲気中へ放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器により閉じ込められ、わずかにアニュラス部へ漏えいした放射性物質は、同部を常時負圧に維持することにより直接大気中へ漏えいすることのないようにする。
（ハ）　事故解析
（ａ）　炉心冷却能力の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　配管の破損位置は、破損口の内側圧力が昀も高く、昀大の流出速度を与える原子炉容器入口ノズル付近とする。
③　破損口の大きさは割れ状の漏えい口として十分大きな二二平方センチメートルとする。
④　外部電源は使用できないものとする。
⑤　単一故障として、一系統において、ポニーモータによるポンプ低速運転への引き継ぎは行われないこと、二台ある汲み上げポンプのうちの一台が機能しないことを仮定する。
（ろ）　解析結果
事故直後のナトリウムの流出流量は約八〇キログラム毎秒と、炉心での通常運転時流量約四二七〇キログラム毎秒に比較してわずかであり、炉心冷却に対する影響は小さい。
ナトリウムの流出に伴って原子炉容器のナトリウム液位が低下し、事故発生約一九〇秒後に、「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により、原子炉は自動停止し、原子炉トリップ信号により一次及び二次主冷却系循環ポンプはトリップする。ナトリウムの流出流量は循環ポンプがトリップしてコーストダウンするに従って減少し、ポンプが低速運転に移行した時点で約三四キログラム毎秒である。炉心流量はポンプのコーストダウンに従って減少し、事故後約二三〇秒で定格流量の約六パーセントに落ち着く。事故後二三〇秒の時点では、炉心の崩壊熱は原子炉定格出力の約四パーセントであるので、炉心の冷却は十分に行われ、また、原子炉冷却材バウンダリの温度は過度に上昇することはない。被覆管肉厚中心昀高温度は約七四〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉容器のナトリウム液位は、ガードベッセル又は配管の高所引き回しによってエマージェンシ・レベル以上に維持され、冷却材の循環に支障を来すことはない。
（ｂ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、ナトリウムが二二平方センチメートルの破損口から漏えいして部屋の床ライナ上に溜まるものとし、ナトリウムの流出過程を考慮する。
②　破損
位置はホットレグ（中間熱交換器入口）配管とするが、ナトリウム漏えい量については、ナトリウム液位が整定するまでの漏えいが昀大となる位置を想定し、更にオーバフロー系によるナトリウム汲み上げの影響も考慮して二一〇立方メートルとする。漏えいナトリウムの温度は一次主冷却系ホットレグ温度に余裕をみて五三一℃とする。
③　室内の初期酸素濃度は３Ｖ／ｏとする。


④　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％の／ｄの通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
⑤　漏えいナトリウムと酸素との反応式は、２Ｎａ＋１／２Ｏ３→Ｎａ２Ｏ＋１０４ｋｃａｌ／ｍｏｌとする。
（ろ）　解析結果
漏えいナトリウムが落下する中間床鋼板及び貯留される床ライナの昀高温度はいずれも約四一〇℃であり、設計温度五三〇℃以下にとどまる。建物コンクリートの昀高温度は約一二〇℃であり、事故発生三〇日後には六四℃以下に低下し、コンクリートの健全性を損なうことはない。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇二八キログラム毎平方センチメートルであり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分下回り、温度上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約二・七トンである。
したがって、原子炉格納容器の健全性が問題となることはない。
（ｃ）　核分裂生成物の放出量及び被曝線量の評価
（い）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスは漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素は燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は二一〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・七トンとする。
④　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時））として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑦　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑧原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑨　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑩　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑪　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑫　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑬　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑭　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑮　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇三一キュリー（よう素一三一等価量、以下同じ。）、希ガス約六八キュリー（ガンマ線エネルギー〇・五ＭｅＶ換算値、以下同じ。）である。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・〇〇〇二四レム、全身約〇・〇〇四一レムである。
（９）　二次冷却材漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で二次主冷却系配管が破損し、二次冷却材が漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　二次主冷却系の配管、機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　二次主冷却系の配管、機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。（は）　二次主冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性を備えたものとする。
（に）　冷却材温度変化による熱応力等による応力を制限すると共に、このような応力を考慮した設計とする。
（ほ）　二次主冷却系の配管、機器は、設計地震力に十分耐えられる設計とする。（へ）　二次冷却材の純度管理により腐食を防止する。（と）　二次主冷却系の配管、機器は、内部の冷却材流速が適切で過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　二次主冷却系の機器、配管を収納する部屋には、ナトリウムの漏えい検出器及び火災検知器を設置する。
（ろ）　ナトリウム漏えいに伴って、中間熱交換器での除熱能力が低下する場合には、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉が自動停止するようにする。
（は）　漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触することを防止するために、床面に鋼製のライナを設置し、漏えいしたナトリウムは、貯留タンク内へ導くか、ダンプタンク、オーバフロータンク、貯留タンクを設置している部屋の底部へ導き貯留する設計とする。これらの部屋には燃焼抑制板を設置し、漏えいしたナトリウムの燃焼による影響を抑制する。
（に）　火災検知器の信号で空調ダクトを全閉とし、また、火災検知器、ナトリウム漏えい検出器等によって漏えいが確認された場合には手動でオーバフロータンクからの汲み上げを停止する等、熱的影響の拡大を防止できるようにする。（ほ）　各室への出入口近傍には、ナトリウム用消火設備を設置し、また、防護服、防護マスク及び携帯用空気ボンベ等の消火支援器具を配置する。


（ハ）　事故解析
（ａ）　炉心冷却能力の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　二次主冷却系循環ポンプと中間熱交換器入口の間で配管破損が生じるものと考え、中間熱交換器二次側での除熱能力が瞬時に完全喪失するものとする。
（ろ）　解析結果
中間熱交換器での二次側流量が喪失することにより、そのループの中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度が上昇し、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」の信号により原子炉は自動停止し、これに伴い、原子炉出力は急速に低下する。原子炉トリップ信号
により、一次、二次主冷却系循環ポンプはトリップされ、冷却材流量はコーストダウンする。ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約四パーセントが確保される。
原子炉容器出口のナトリウム温度は初期温度よりほとんど上昇しない。また、中間熱交換器一次側出口のナトリウム温度は、約五三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七七〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七七〇℃であり、沸点に達しない。燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（ｂ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、室内空間容積が昀大の二次主冷却系配管室又は昀小の過熱器室でナトリウムが漏えいするものとする。漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし、流出過程を考慮する。
②　破損口の大きさは割れ状の漏えい口として十分大きな一五平方センチメートルとする。漏えいナトリウムの温度は五〇七℃とする。
③　室内の初期酸素濃度は心。２１ｖ／ｏとする。
（ろ）　解析結果
二次主冷却系配管及び過熱器室の床ライナの昀高温度は、約四一〇℃及び約四五〇℃であり、いずれも設計温度五〇〇℃を下回る。建物コンクリートの温度は昀高約一二〇℃であり、コンクリートの健全性が損なわれることはない。また、ナトリウムの燃焼に伴う雰囲気圧力の上昇は、それぞれ約〇・二六キログラム毎平方センチメートル及び約〇・一一キログラム毎平方センチメートルであり、いずれも建物耐圧値の〇・六キログラム毎平方センチメートルＧを下回る。したがって、漏えいナトリウムの熱的影響により建物の健全性が問題となることはない（なお、昭和六〇年二月一八日付け原子炉設置変更許可申請に際して、床ライナの昀高温度は五三〇℃に変更された。）。
（１０）　主蒸気管破断事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因で蒸気発生器とタービンの間の主蒸気管が破断
し、蒸気の流出から水・蒸気系
の運転が行えなくなり、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　主蒸気管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　主蒸気圧力が異常に高くなることを防止するため、タービンバイパス弁、主蒸気逃し弁、過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁を設ける。（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　主蒸気の流出量が昀大となるように、三ループの主蒸気管の結合点とタービンの間で主蒸気管の完全破断が生じるとする。
（ｂ）　解析結果
主蒸気管の破断により、タービン駆動の主給水ポンプの蒸気源が喪失し、蒸気流量は事故発生直後一時的に増大した後減少する。この結果、蒸発器出口ナトリウム温度は一時的に低下した後上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。また、原子炉トリップ信号により、一次主冷却系循環ポンプはトリップされ、コース十ダウンにより各流量が低下した後、一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。
原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四六〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料昀高温度は初期値より上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（１１）主給水管破断事故
（イ）事故の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因で主給水ポンプと蒸気発生器の間の主給水管が破断し、蒸気発生器へめ給水量の減少から水・蒸気系の運転が行えなくなり、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、主給水管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破断の可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②給水の流出量が昀大となるように、主給水ポンプと三ループの蒸気発生器給水管分岐点の間で完全破断が生じるとする。
③蒸気発生器の水・蒸気側の除熱量が瞬時に零になるものとする。
（ｂ）　解析結果


主給水管の破断により、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、その結果、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。また、原子炉トリップ信号により、一次、二次主冷却系循環ポンプはトリップされ、コーストダウンにより各流量が低下した後、一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四六〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料昀高温度は初期値より上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（１２）　燃料取替取扱事故
（イ）　事故の内容
燃料取替作業中に、燃料出入設備において取扱中の燃料移送ポットが何らかの原因により破損し、燃料移送ポット中のナトリウムが全て喪失して、燃料被覆管の破損を生じる事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　燃料取扱設備
のうち、安全上重要な機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や伽工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする。
（ろ）　燃料吊上機構は、駆動源の喪失に対し現状維持の設計とする。（は）　燃料をつかんでいる間グリッパが閉じないように、機械的インターロック装置を設ける。
（に）　燃料吊上機構は、故障が生じないよう設計上考慮し、操作開始前に十分な試験、検査を行う。
（ほ）　燃料出入設備による燃料取替作業中、使用済燃料はナトリウムの入った燃料移送ポットに収容し、燃料移送ポットは気密性の高い燃料出入設備本体に収容し、かつ、燃料出入設備本体には外部から冷却できる間接冷却装置を設けへ取扱中の燃料の温度が過度に上昇することのない設計とする。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　燃料出入設備による燃料取替作業中に燃料が破損し、ガス状の核分裂生成物が放出された場合に、燃料出入設備がこの漏えいを抑制する設計とする。（ろ）　燃料出入設備通路ヘガス状の核分裂生成物が漏えいした場合においても、燃料出入設備通路の雰囲気ガスは、燃料取扱設備室換気装置によって常時排気筒へ導く設計とし、また「燃料出入設備気相部放射能高」信号により、換気装置の排気フィルタユニット及び排気ファンを非常用に切り替え、フィルタにより浄化した後排気筒へ導き、大気中へ放出される核分裂生成物の量を抑制する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故はサイクル末期の昀大出力燃料集合体の移送時に生じたとする。②　事故は原子炉停止の一〇日後に生じたとし、原子炉停止後の放射能の減衰は考えるものとする。
③　燃料被覆管の全てが破損し、燃料要素ガスプレナム中の核分裂生成物が燃料出入設備内に放出されるものとする。
④　燃料出入設備内の気相部より建物への漏えい率は、０・１％／ｄとする。
⑤　「燃料出入設備気相部放射能高」の信号により、換気装置の排気フィルタユニット及び排気ファンは非常用に切り替えられるものとする。⑥　燃料取扱設備換気装置のフィルタのよう素除去効率は九五パーセントとする。⑦　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑧　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従
って評価するもの
とする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二二キュリー、希ガス約六八キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・一七レム、全身約〇・〇〇〇〇六一レムである。
（１３）　気体廃棄物処理設備破損事故
（イ）　事故の内容
何らかの原因で気体廃棄物処理設備の一部が破損し、その系に保持されていた核分裂生成物が系統外に放出される事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　気体廃棄物処理設備の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理、工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする。（ろ）　廃ガス貯槽のガス圧が貯槽の昀高使用圧力を下回るように、廃ガス圧縮機の吐出圧力を決め、破損の可能性を少なくする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　廃ガス受入弁及び廃ガス貯槽出口弁を設け、放射性ガスの放出を抑制する。
（ろ）　気体廃棄物処理設備から原子炉補助建物内に核分裂生成物が放出されたとしても、換気設備によって、常時排気筒に導く。
（は）　排気筒には、放射性ガスの監視装置を設け、周辺環境に対する昀終の監視を行う。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
事故発生の直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間運転されていたものとする。
（ろ）　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。（は）　廃ガス貯槽へは、廃ガス貯槽の貯留容量に見合う昀大量の希ガスが流入したものと仮定し、その時点で、希ガス貯槽にたくわえられていた全ての核分裂生成物が瞬時に原子炉補助建物内へ放出されるものとする。（に）　原子炉補助建物内へ放出された核分裂生成物は、瞬時に大気へ放散されるものとする。
（ほ）　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果


大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・一九キュリー、希ガス約九七〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大と
なる場所において、小児甲状腺約〇・〇四二レム
、全身約〇・〇〇四一レムである。
（１４）　ダンプタンクからのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故の内容
メンテナンス時に一次主冷却系室を空気雰囲気に置換した状態で、何らかの原因により一次ナトリウム充填ドレン系のダンプタンクからの放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次ナトリウム充填ドレン系のダンプタンク及びその接続配管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ダンプタンクにナトリウムをドレンし、雰囲気を空気に置換した場合には、当該室のドアは常時閉とし、ナトリウム漏えい事故が生じた場合にも、雰囲気を外気と遮断し、ナトリウムの燃焼を抑制する。
（ろ）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウム漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発すると共に、火災検知器等によりナトリウムの燃焼を検知して、当該室の雰囲気遮断弁を閉じる設計とする。
（は）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。
（に）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器の隔離を行い、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　ナトリウムの漏えい量は、一次ナトリウム充填ドレン系のダンプタンク内に貯留されるナトリウムの昀大量二〇〇立方メートルとし、その温度は二〇〇℃とする。漏えいしたナトリウムは瞬時に床ライナ上に溜まり、プールを形成するものとする。
②　室内の初期酸素濃度は２１ｖ／ｏ。（空気雰囲気）とする。③　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
（ろ）　解析結果
ナトリウムを貯留する一次主冷却系室床ライナの昀高温度は約二九〇℃であり、設計温度五三〇℃を十分に下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇〇
三キログラム毎平方センチメートルで
あり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分に下回っている。また、温度の上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約五・二トンである。
したがって、原子炉格納容器の健全性が問題になることはない。
（ｂ）　核分裂生成物の放出量及び被曝線量の評価
（い）　解析条件
①　原子炉停止直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　原子炉停止後一〇日の時点でナトリウム漏えいを想定する。⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は二〇〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は五・二トンとする。
⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑧　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑨　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑩　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑪　原子炉格納容器からの漏えいは九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑫　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑬　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑭　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑮事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。
⑯　環廃への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑰　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇二キュリー、希ガス約二・〇キュリーである①この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇〇八四レム、全身約〇・〇〇〇〇四四レムである。（１５）　オーバフロー系からのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉の出力運転中に何らかの原因により一次ナトリウムオーバフロー系から放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策


（ａ）　この事故の発生を防止するため、一次ナトリウムオーバフロー系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウムの漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発するようにする。更に、オーバフロータンクの液位が異常に低下した場合には、オーバフロータンク内の液面計でナトリウムの漏えいを検出し、警報を発して運転員に注意を喚起し、運転員は、これらの警報に基づき、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプを停止させる等の漏えい抑制措置をとるようにする。（ろ）ナトリウム漏えい量が増加した場合、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号等により、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプによる汲み上げを自動的に停止する。
（は）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器を隔離し、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。（に）　一次ナトリウムオーバフロー系の配管、機器を設置する部屋は、低酸素濃度の窒素雰囲気に保つことにより、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する。
（ほ）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴ×ガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は一九〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・七トンとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑧　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑨　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑩　原子炉格納容器からの漏えいは九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑪　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑫　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑬　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑭　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑮　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑯　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇三一キュリー、如希ガス約六八キュリーである。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇二四レム、全身約〇・〇〇四一レムである。（１６）　コールドトラップからのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉の出力運転中に何らかの原因により一次ナトリウム純化系のコールドトラップから放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次ナトリウム純化系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウムの漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発するようにする。更に、一次ナトリウムオーバフロータンクの液位が異常に低下した場合には、オーバフロータンク内の液面計でナトリウムの漏えいを検出し、警報を発して運転員に注意を喚起し、運転員は、これらの警報に基づき、オーバフロー系の電磁ポンプを停止させる等の漏えい抑制措置をとるようにする。（ろ）　ナトリウム漏えい量が増加した場合、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号等により、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプによる汲蜘み上げを自動的に停止する。
（は）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器を隔離し、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。（に）　一次ナトリウム純化系の配管、機器を設置する部屋は、低酸素濃度の窒素雰囲気に保つことにより、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する。
（ほ）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直
接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、ナトリウムが七〇立方メートル漏えいするとし、漏えいナトリウムの温度は五三一℃とする。
②　ナトリウムの流出過程を考慮して解析する。


③　室内の初期酸素濃度はし。３ｖ／ｏとする。
④　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
（ろ）　解析結果
ナトリウムを貯留する一次ナトリウム純化系室床ライナの昀高温度は約四八〇℃であり、設計温度五三〇℃を下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇二一キログラム毎平方センチメートルであり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分に下回っている。また、温度の上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約二・〇トンである。したがって、原子炉格納容器の健全性が問題になることはない。
（ｂ）　核分裂生成物の放出量及び被曝線量の評価
（い）解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　ナトリウム漏えいに伴い、コールドトラップに蓄積されている全てのよう素が流出するものとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は七〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・〇トンとする。
⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑧　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑨原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑩　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑪　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑫　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑬　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑭　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑮　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑯　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑰　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇八九キュリー、希ガス約六二キュリーである。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇六ハレム、全身約〇・〇〇三二レムである。
（１７）　蒸気発生器伝熱管破損事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、ナトリウム・水反応による顕著な圧力上昇が生じるような大規模な水漏えい事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　蒸気発生器の伝熱管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　蒸気発生器は、水側、ナトリウム側とも高い純度管理のもとで運転され、水側及びナトリウム側からの伝熱管の材料腐食を抑制する。（は）　水漏えい検出設備を設置することにより、万一、伝熱管小破損が生じた場合には、早期に水漏えいを検出し、運転員により発せられる水漏えい信号に基づくプラント運転自動停止操作により、ナトリウム・水反応を終息させる。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　蒸発器と過熱器は、いずれも圧力開放板を介してナトリウム・水反応生成物収納設備に接続され、事故が生じた蒸気発生器内のナトリウム側圧力が圧力開放板の設定圧力まで上昇すると、圧力開放板は自動的に破れてナトリウム・水反応生成物収納設備に開放され、圧力の顕著な上昇が抑制されるようにする。（ろ）　ナトリウム・水反応により発生する水素ガスは収納設備に放出され、これに付随するナトリウム及び反応生成物のうち液体、固体は、収納容器で分離回収されることとし、水素ガスは収納容器用圧力開放板を介して大気へ放出、燃焼処理される。
（は）　蒸発器に設けたカバーガス圧力計及び蒸発器又は過熱器の圧力開放板の開放検出信号によって、蒸気発生器の水・蒸気側の遮断、内部保有の水及び蒸気の急速ブロー、二次主冷却系循環ポンプ主モータトリップ等の一連のプラント自動停止操作が行われ、ナトリウム・水反応現象が停止される卿ようにする。（に）　蒸気発生器、二次主冷却系配管、中間熱交換器、二次主冷却系循環ポンプ等の機器、配管は、ナトリウム・水反応による圧力上昇に対して構造強度上十分な余裕を持つ設計とする。
（ほ）　一次、二次主冷却系循環ポンプにポニーモータを設置し、ポンプトリップ時にポニーモータによる低速運転を行い、一ループのみにても定格出力時炉心流量の約四パーセントを確保し、原子炉停止後の崩壊熱除去が行える設計とする。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件


①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　解析対象ループは、二次主冷却系配管長が昀短のループとする。③　初期スパイク圧評価としては、蒸発器の管束部下部において伝熱管一本棚」が瞬時に完全破断を起こすものとする。準定常圧評価としては、伝熱管破損伝播の影響を考慮し、伝熱管四本が同時に完全破断するものとする。④　蒸気発生器及びナトリウム・水反応生成物収納容器の圧力開放板は、設定圧力に誤差を考慮した昀大圧力で開放するものとする。
（ｂ）　解析結果
破断初期において蒸発器胴部に作用するいわゆる初期スパイク圧力のピーク値は
約二三キログラム毎平方センチメー
トルであり、蒸発器の胴の歪みは少さく、塑性歪みには至らない。この初期スパイク圧の伝播に対して、中間熱交換器及び二次主冷却系の機器、配管は塑性歪みを生じるには至らず、各設備の健全性は保たれる。
また、初期スパイク圧減衰後から事故終止まで持続している準定常圧は、伝熱管破損伝播による影響も含め、蒸気発生器において約九キログラム毎平方センチメートル以下及び中間熱交換器二次側において約一三キログラム毎平方センチメートル以下であり、準定常圧に対しても蒸気発生器、二次主冷却系機器、配管及び中間熱交換器の歪みは塑性歪みには至らず、各設備の健全性が損なわれることはない。したがって、この事故が生じると、ナトリウム・水反応生成物収納設備の作動により、プラント自動停止操作が行われ、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。これに伴い、健全ループの各循環ポンプはポニーモータにより低速運転され、炉心の冷却能力が失われることはなく、また、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（１８）　一次アルゴンガス漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転時に、何らかの原因により原子炉補助建物内の常温活性炭吸着塔付近の一次アルゴンガス系の配管が破損し、核分裂生成物を含んだ一次アルゴンガスが原子炉補助建物内の常温活性炭吸着塔収納設備内に放出される事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次アルゴンガス系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　一次アルゴンガス系の常温活性炭吸着塔は、気密性の高い常温活性炭吸着塔収納設備内に収容される。
（ろ）　一次アルゴンガスが漏えいした場合、小規模の漏えいに対しては、一次アルゴンガス系設備室の放射線監視装置で検知できるようにし、運転員の手動操作によって一次アルゴンガス系設備排気側の原子炉格納容器隔離弁、一次アルゴンガス系収納施設隔離弁を閉鎖する等の漏えいの抑制措置をとることができる設計とする。また、大規模な漏えいが生じ
た場合には、「一次アルゴンガス系流量高」の異常信号により検知し、自動的に一次アルゴンガス系設備排気側の原子炉格納容器隔離弁、一次アルゴンガス系収納施設隔離弁を閉鎖する等の漏えいの抑制措置を取ることのできる設計とする。（は）　一次アルゴンガス系から、原子炉補助建物内に放射性ガスが放出されたとしても、換気設備によって常時排気筒に導く。
（に）　排気筒には放射性ガスの監視装置を設け、周辺環境に対する昀終の監視を行う。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　常温活性炭吸着塔内に貯留されている核分裂生成物は、圧力が大気圧になるまで放出されるとする。更に、その後も残存量の一〇パーセントが拡散により漏えいするものとする。
⑤　一次アルゴンガス系収納施設の漏えい率は事故後初期は１００％／ｄとし、その後は一次アルゴンガス系収納施設の内圧の低下に応じた漏えい率とする。⑥　常温活性炭吸着塔収納設備より原子炉補助建物内へ漏えいした核分裂生成物は全て大気に放出されるとする。
⑦　事故の評価期間は、一次アルゴンガス系収納施設の内圧が一次アルゴンガス系収納施設からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。
⑧　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約一・一キュリー、希ガス約二万四〇〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・二二レム、全身約〇・〇七七レムである。
（五）　本件安全審査における評価
（１）　事象選定の妥当性
事故として取り上げられている事象については、「評価の考え方」に基づき、「安全評価指針」等を参考とし、事象選定解析の結果をも考慮して炉心内の反応度の増大、炉心冷却能力の低下、燃料取扱いに伴う事故、ナトリウムの化学反応、原子炉カバーガス系に関する事故のそれぞれに対して事故の結果が厳しくなる事象が選定されており、妥当であると判断した。
（２）　解析方法の妥当性
（イ）　事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されているほか、工学的安全施設等の動作状況及び運転員の操作の態様も考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについては、それぞれの事象に応じて評価の結果が厳しくなるように選定されており、また、パラメータに不確定因子が考えられる場合には、十分な安全余裕が見込まれている。
（ロ）　解析に当たっては、作動を要求される安全系の機能別に、結果を昀も厳しくする単一故障が仮定されており、事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕は適切に見込まれ、工学的安全施設の動作が要求される場合には、外部電源の喪失が考慮されている。また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。これらのことから、右解析の方法は妥当であると判断した。
（３）　解析結果の妥当性


いずれの事故の解析結果においても、炉心は大きな損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であり、冷却材バウンダリの温度、格納容器バウンダリの温度及び圧力は制限値を下回り、周辺の公衆に対し著しい放射線被曝のリスクを与えることもないと判断した。
（４）　結論
以上から、本件安全審査においては、事故事象によっても、炉心の冷却能力が長期間にわたり十分確保され、核分裂生成物の放出に対しても敷地周辺への影響は大きくならないよう十分抑止されているとして、本件原子炉施設の安全防護機能の設計は妥当であると判断した。
７　技術的には起こるとは考えられない事象の解析
（一）　意義
技術的には起こるとは考えられない事象の解析は、事故防止対策に係る安全性を確保するための安全設計がされていることを前提として、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、炉心が大きな損傷に至るおそれがある事象を選定し、この事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を評価するため、原子炉施設の深層防御の観点から行うものである。
（二）　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、起因となる事象の発生を仮定して、事象経過に対する防止対策との関連において炉心損傷の程度を評価し、一部の機器等に設計条件を超える結果が生じても、放射性物質放散に対する障壁としての原子炉冷却材バウンダリのナトリウム保持機能等又は格納容器バウンダリによる昀終的な放射性物質の放散に対する抑制機能が適切に保たれ、事象に応じて放射性物質の放散が適切に抑制されるか否かを審査、評価した。
そして、右審査においては、放射性物質の放散が適切に抑制されることの判断基準について、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を参考とした。
（三）　本件許可申請における解析対象
（１）　局所的燃料破損事象
（イ）　燃料要素の局所的過熱事象
（ロ）　集合体内流路閉塞事象
（２）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（３）　反応度抑制機能喪失事象
（イ）　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象
（ロ）　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象
（四）　本件許可申請における技術的には起こるとは考えられない事象の解析内容
（１）　局所的燃料破損事象
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因によって燃料が局所的に溶融し、溶融部分が周辺の炉心燃料に伝播する事象であり、この場合、炉心の大規模な損傷が生じるおそれがある。
起因事象としては、燃料要素に局所的過熱が生じ燃料が溶融する事象（燃料要素の局所的過熱事象）と集合体内の冷却材流路の閉塞が生じ燃料が損傷する事象（集合体内流路閉塞事象）を想定する。
（ロ）　事故経過に対する防止対策
（ａ）　燃料の製造工程は自動化されており、燃料の富化度を変えるたびに全工程をクリーンアップするという工程管理上の配慮と十分な品質管理により、富化度の異なる燃料が誤装荷されることのないようにする。
（ｂ）　万一この事象が発生し、燃料被覆管が破損した場合には、燃料要素より放出される核分裂生成物をカバーガス法破損燃料検出装置あるいは遅発中性子法破損燃料検出装置で検出し、中央制御室に警報を発して運転員の注意を喚起する。更に、事象が進展し放出される核分裂生成物が増加すれば、遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により、原子炉を自動停止する。
（ハ）　燃料要素の局所的過熱事象の解析
（ａ）　解析条件
①　炉心中央部で燃料の相対線出力が二〇〇パーセントとなると仮定する。②　溶融燃料と冷却材の相互作用に寄与する溶融燃料の初期放出量は一〇グラムとする。
③　溶融燃料と冷却材の相互作用による燃料微粒子化時定数を一〇ミリ秒とし、粒
子化後の燃料の半径は一七七マイクロメ
ートルとする。
④　燃料放出による冷却材流路の閉塞率は九〇パーセントとし、閉鎖軸方向長さは一センチメートルと三センチメートルの両者を仮定する。⑤　溶融燃料初期放出に伴い、遅発中性子法破損燃料検出装置及びカバーガス法破損燃料検出装置により発せられる燃料破損警報による手動での原子炉停止は無視する。
（ｂ）　解析結果
放出された溶融燃料と冷却材の相互作用により圧力が発生すると共に、ガスブランカッティング作用により被覆管の温度が上昇する。発生圧力によるラッパ管の変形は弾性範囲内であって、隣接ラッパ管の健全性が損なわれることはなく、また、被覆管の温度は七〇〇℃未満であって、周囲の燃料被覆管が破損することはない。燃料粒子による冷却材流路閉塞が軸方向長さ一センチメートルの場合は、溶融燃料放出による破損伝播は生じない。軸方向長さ三センチメートルの場合には、緩慢な破損伝播が生じるが、隣接燃料集合体のラッパ管の健全性は確保され、原子炉は燃料破損に伴う遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により自動停止される。なお、原子炉停止後のポニーモータ運転時においても、炉心のナトリウム昀高温度は約六八〇℃にとどまり、沸点に達しない。
（二）　集合体内流路閉塞事象の解析
（ａ）　解析条件
①　燃料集合体中央部で流路面積の三分の二が閉塞するものとする。②　集合体内流路閉塞率に対応する流量は、模擬燃料集合体の流動試験で得られた閉塞率と流量低下率との関係を適用する。
③　燃料集合体の出口温度計による異常の検出、破損燃料発生に伴う遅発中性子法破損燃料検出装置及びカバーガス法破損燃料検出装置により発せられる燃料破損警報による手動での原子炉停止は無視する。
（ｂ）　解析結果
冷却材流路閉塞に伴い、閉塞部下流域の冷却材流量は低下し、冷却材温度及び燃料被覆管温度が上昇するが、閉塞した燃料集合体のナトリウム昀高温度は炉心部での沸点未満であって、ナトリウムの沸騰は生ぜず、また、被覆管肉厚中心昀高温度は九八〇℃未満であって、燃料被覆管は溶融することはない。燃料被覆管からの核分裂生成ガスの放出を仮定した場合、核分裂生成ガスにより隣接被覆管温度が上昇し、局所的破損が拡大することがあるが、その場合にも遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により原子炉は自動停止される。なお、原子炉停止後のポニーモータ運転時妬に


おいても、炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃にとどまり、沸点に達しない。
（２）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因によって炉心の冷却が損なわれる事象であって、この場合、燃料が溶融し炉心の大規模な損傷を生じるおそれがある。起因事象としては、一次主冷却系配管の大規模な破断が生じ、冷却材が流出する事象を想定する。
（ロ）　事故経過に対する防止対策
（ａ）　原子炉容器入口配管のガードベッセル付け根部において、ガードベッセル本体と入口配管部ガードベッセル内空間を仕切る構造を設けることにより、配管破損時に入口配管部ガードベッセル内の漏えいナトリウムの液位を上昇させ、破損口からのナトリウムの流出を早期に低減する。
（ｂ）　入口配管部ガードベッセル上端からガードベッセル本体上端に通じるナトリウムの溢流回収路を設け、入口配管部ガードベッセルから外部に溢れ出るナトリウム量を抑え、ガードベッセル内液位を確保する。
（ｃ）　「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により原子炉が自動停止する際に、一次主冷却系循環ポンプに可変速流体継手付Ｍ―Ｇセットの囲転慣性を付加することにより、炉心への冷却材流入量の低下を抑制する。原子炉の自動停止に際しては、補助冷却設備起動信号が発せられ、その後は補助冷却設備空気冷却器及びポニーモータによる一次、二次主冷却系循環ポンプの低速運転により炉心の冷却を行うと共に、ディーゼル発電機を起動し、電源喪失に備える。（ｄ）　「原子炉容器ナトリウム液位低低」信号により原子炉容器とオーバフロータンクを連絡しているカバーガス連通管止め弁を全開し、原子炉容器液位低下によるカバーガス圧力の降下を促進することにより、破損口からのナトリウムの流出を抑制する。
（ハ）　炉心冷却能力の解析
（ａ）　解析条件
①　一次主冷却系配管の破損位置は原子炉容器入口ノズル部とし、破損口の大きさは両端完全破断とする。
②　原子炉は「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により自動停止されるものとする。
③　「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により、一次主冷却系循環ポンプの可変速流体Ｍ－Ｇセットの切離しが阻止され、その回転慣性を考慮するものとする。（ｂ）　解析結果原子炉自動停止による補助冷却設備作動信号によって、補助冷却設備に珊よる崩壊熱除去が開始され、ポニーモータによる一次、二次主冷却系循環ポンプの低速運転に移行する。
炉心において昀も厳しい結果を示す中心部の燃料昀高温度、燃料被覆管肉厚中心昀高温度及びナトリウム昀高温度は、それぞれ約二三九〇℃、約九九〇℃及び約九九〇℃となり、燃料及び被覆管の溶融は生じず、燃料の破損割合は約三パーセントと小さく、炉心は大きな損傷に至ることはない。
（二）　流出ナトリウムの熱的影響の解析
（ａ）　解析条件
①　流出したナトリウムの燃焼形態としては、流出過程におけるスプレー化、中間床上及び昀終貯留部でのプール形成を考慮するものとする。②　室内の初期酸素濃度は３ｖ／ｏとする。
③　流出ナトリウム量は一八〇立方メートルとし、流出ナトリウム温度は五二九℃とする。
④　一次主冷却系室から原子炉格納容器床上への漏えい量は圧力差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの割合とする。
（ｂ）　解析結果
流出したナトリウムの燃焼量は約二・二トンで、これによる一次主冷却系室床ライナ温度の昀高値は約四八〇℃で設計温度の五三〇℃を下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は、約〇・〇二二キログラム毎平方センチメートルにとどまり、昀高使用圧力の〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを超えることはない。また、温度上昇もわずかであり、したがって、原子炉格納容器の健全性が損なわれることはない。
（ホ）　被曝評価
（ａ）　解析条件
①　一次主冷却系室内に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが全燃料要素ギャップ中内蔵量の一〇パーセント及び漏えいナトリウム中の全量、よう素が全燃料要素ギヤツプ中内蔵量の一〇パーセント及び漏えいナトリウム中の全量合計のナトリウム燃焼割合分とする。
②　一次主冷却室に放出されるよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。③　一次主冷却室内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。④　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　一次主冷却室から原子炉格納容器床上雰囲気中への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）とし、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事象時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑦　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑧　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑨　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑩　事故継続時間は三〇日間とする。
⑪　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑫　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約一・九キュリー、希ガス約九六〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・〇一五レム、成人甲状腺約〇・〇〇三七レム、全身約〇・〇二レムである。
（３）　反応度抑制機能喪失事象
（イ）　事象の内容


原子炉出力運転中に何らかの原因によって炉心流量が減少し、若しくは異常な反応度が挿入された際に、反応度抑制機能が喪失ずる事象であり、この場合、燃料が溶融し炉心の大規模な損傷が生じるおそれがある。
起因事象としては、外部電源喪失により炉心流量が減少し（一次冷却材流量減少時）、若しくは制御棒が連続的に引き抜かれることにより炉心に異常な反応度が挿入され（制御棒異常引抜時）、原子炉の自動停止が必要とされる時点で反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を想定する。
（ロ）　事故経過に対する防止対策
（ａ）　遮へいプラグ下面に作用する圧力により生じるプラグ等の隙間を通ってナトリウムが炉上部ピットへ噴出することを抑制する構造とする。（ｂ）　事象発生後の炉心の崩壊熱は、自然循環により除去できる構造とする。（ｃ）　「原子炉格納容器床上雰囲気圧力高」信号又は「原子炉格納容器床上雰囲気放射能高」信号により原子炉格納容器の隔離が行われる。原子炉格納容器は機密性が高く、また、わずかにアニュラス部へ漏えいした放射性物質は、アニュラス部が常時負圧に維持されているため、直接大気中へ漏えいすることはなく、更に、ア
ニュラス循環排気装置は、アニュラス部の空気を
浄化再循環すると共に、浄化した空気の一部を排気筒より放出する。（ハ）　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象の解析
（ａ）　炉心冷却能力の解析
（い）　解析条件
①　炉心の状態は平衡炉心の燃焼末期とする。
②　外部電源喪失と反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を対象とする。③　炉心損傷後の膨張過程における有効仕事量の評価に当たっては、二相燃料の等エントロピー膨張を仮定する。
④　構造物の耐衝撃評価に当たっては、膨張過程における昀大有効仕事量として五〇〇メガジュールを考慮する。
⑤　崩壊熱除去の評価に当たっては、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備の自然循環のみを期待する想定とする。
（ろ）　解析結果
炉心はナトリウム沸騰、被覆管溶融移動、燃料スランピングが生じた時点で即発臨界に達し、膨張によっで未臨界となる。炉心損傷後の昀大有効仕事量は約三八〇メガジュールとなる。炉心部で発生する圧力荷重によって、原子炉容器に歪みが生ずるが、ナトリウムが漏えいするような破損は生じない。また、一次主冷却系機器、配管についても一部歪みが生じるものの、ナトリウムが漏えいするような破損は生じない。炉心部から放出された溶融燃料は、周辺のナトリウム及び構造材に熱を伝達すると共に、原子炉容器内構造物水平部等に保持される。崩壊熱の除去については、崩壊熱の除去のために必要な一次主冷却系の循環流路が確保されており、その自然循環と二次主冷却系及び補助冷却設備の作動により除熱機能は確保される。二次主冷却系の二ループの強制循環除熱（ポニーモータ一台不作動）を想定した場合には、除熱能力は更に大きくなる。なお、遮へいプラグ下面へのナトリウムスラグの衝突に伴うナトリウムの原子炉格納容器床上部への噴出量は約二九〇キログラムとなる。
（ｂ）　噴出ナトリウムの熱的影響の解析捌
（い）　解析条件
①　原子炉格納容器床上へのナトリウム噴出量を四〇〇キログラムとする。②　ナトリウムは床上雰囲気中で瞬時に空気と反応するものとし、その燃焼熱と原子炉格納容器雰囲気中へ放出された核分裂生成物の崩壊熱の全てが、原子炉格納容器内雰囲気ガスの温度上昇に費やされるものとする。
（ろ）　解析結果
四〇〇キログラムのナトリウム噴出に伴い、原子炉格納容器内雰囲気ガスは、初期に温度が約一四〇℃、内圧が約〇・三三キログラム毎平方センチメートルＧまで
上昇した後、下
降し続ける。
したがって、原子炉格納容器内圧、温度とも設計値を下回っており、放射性物質の放散を抑制できる。
（ｃ）　被曝評価
（い）　解析条件
①　原子炉格納容器床上に放出される核分裂生成物の量は、炉内存在量に対して、希ガスが一パーセント、よう素が一パーセント、プルトニウムが〇・一パーセントとする。
②　放出されるよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。③　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。④　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事象時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑤　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑥　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。よう素用フイルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑦　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑧　事故継続時間は三〇日間とする。
⑨　環境への希ガス、よう素等の核分裂生成物の放出は排気筒より行われるものとする。
⑩　環境に放出された希ガス、よう素等の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される放射能は、よう素約七七キュリー、希ガス約二六〇〇キュリー及びプルトニウム約二・〇キュリーである。このよう素及び希ガスの大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約一・一レム、成人甲状腺約〇・三七レム、全身約〇・〇六九レムである。プルトニウムの大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し約〇・〇七一ラド、約〇・〇一四ラド及び約〇・〇五ラドである。
（二）　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象の解析
（ａ）　解析条件
①　炉心の状態は、初装荷炉心の燃焼初期とする。
②　制御棒の異常な引き抜きと反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を対象とする。
（ｂ）　解析結果
冷却材流路に放出


された溶融燃料は冷却材の移動と共に掃き出され、炉心は未臨界となる。また、炉心部は部分的な損傷にとどまり、事象終了後の炉心部の冷却は確保できる。したがって、本事象の結果は一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象に包絡される。
（五）　本件安全審査における評価
（１）　事象選定の妥当性
取り上げられている事象は、「評価の考え方」に基づき、海外ＬＭＦＢＲの評価例等も参考として選定されており、妥当であると判断した。
（２）　解析方法の妥当性
事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されているほか、工学的安全施設等の動作状況及び運転員の操作の態様も考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについては、それぞれの事象に応じて合理的に選定されており、また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。これらのことから、解析の方法は妥当であると判断した。
（３）　解析結果の妥当性
いずれの事象の解析結果においても、放出される放射性物質による本件敷地境界外の公衆の被曝線量は「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を下回ることから、放射性物質の放散が適切に抑制されると判断した。
（４）　結論
以上から、本件安全審査においては、技術的には起こるとは考えられない事象によっても炉心は冷却され、防止対策との関連において放射性物質の放散が適切に抑制されるとして、妥当であると判断した。
８　本件安全審査の結論
本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策について、本件原子炉施設が審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの、すなわち、事故防止対策との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものとした。
二　本件安全審査の合理性
１　審査基準及び審査方針の合理性
本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性についての本件安全審査に用いられた審査基準及び審査方針に不合理な点があるとは認め難い。２　異常発生防止対策、異常拡大防止対策及び放射性物質異常放出防止対策の合理性
（一）　異常発生防止対策について
は、原子炉がすべての運転範囲で固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計であること（一、２、（一）、（１））、燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性を確保するために必要な諸変数を適切な範囲に維持できる設計であること（同（２））から、原子炉の運転は安定した状態に維持されることが確認された。また、燃料被覆管（一、２、（二））、原子炉冷却材バウンダリ（同（三）、（１））、原子炉カバーガス等のバウンダリ（同（三）、（２））の各健全性が確認された。これによって、所要の異常発生防止対策が請じられていることが確認されたといえる。
（二）　異常拡大防止対策については、異常の発生を確実に検知し得る設計であること（一、３、（一））、何らかの異常が発生した場合に、原子炉を速やかに停止し、原子炉が緊急停止した後も炉心を冷却できること（同（二））等安全保護系の信頼性が確認されたことから、所要の異常拡大防止対策が講じられていることが確認されたといえる。
（三）　放射性物質異常放出防止対策については、工学的安全施設として、原子炉が緊急停止した後に炉心を冷却するための補助冷却設備が設置されること（一、４、（二）、（１）、（イ））、一次冷却材の漏えいが生じた場合であっても、漏えいしたナトリウムを受け止め、炉心の冷却の維持に必要な冷却材を確保するためのガードベッセルが設置されること（同（ロ））、原子炉バウンダリから漏えいした放射性物質を封じ込めるために、原子炉格納容器、外部遮へい建物及び両者の間の負圧の密閉部分（アニュラス部）からなる原子炉格納施設が設置されること（同（ハ））、アニュラス部を常に負圧に保ち、原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした放射性物質を除去するために、アニュラス循環排気装置が設置されること（同（二））、配管の破損等による一次アルゴンガス漏えい事故が生じた場合であっても、常温活性炭吸着塔内に吸着した放射性物質を環境に異常に放出することを防止するための一次アルゴンガス系収納施設が設置されること（同（ホ））が確認され、その信頼性が確認されたことから、所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられていることが確認されたといえる。
（四）　そうすると、本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全性が確保されたという結論においても、不合理な点は認め難いというべきである。
３　「運転時の異常な過渡変化」、「事故」、「技術的に起こるとは考えられない
事象」の解析評価の合理性
（一）　「運転時の異常な過渡変化」、「事故」、「技術的に起こるとは考えられない事象」の三種類に分けて通常運転時を超える異常状態を想定している点については、「運転時の異常な過渡変化」は、本件原子炉の使用期間内に一度は起こる可能性のある燃料被覆管又は原子炉冷却材バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象であり、その解析評価は、その発生を想定した場合に、右異常な過渡変化を安定して終止させ、燃料被覆管及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保するために設置された安全保護設備等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として行われるもの、「事故」は、「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生頻度は小さいが、万一、発生した場合には本件原子炉施設から環境へ放射性物質を異常に放出するおそれがある事象であり、その解析評価は、その発生を想定した場合に、その拡大を防止し放射性物質が環境へ異常に放出することを抑止するために設置された工学的安全施設等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として行われるもの、「技術的に起こるとは考えられない事象」は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることから、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、その結果が重大であると想定される事象であり、その解析は、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されることを目的として行われるものであって、それぞれその目的を異にするものであるから、このような多方面からの評価によって本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全機能が適切に確保され得ることを確認することに不合理な点があるとは認め難い。
（二）　また、「運転時の異常な過渡変化」、「事故」、「技術的に起こるとは考えられない事象」の各事象の解析評価において用いられた解析条件に不合理な点があるとは認め難い。


（三）　そして、右各事象の解析結果からは、次のようにいうことができる。（１）　「運転時の異常な過渡変化」の解析結果については、いずれの事象におい出ても燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれないことが確認されたといえる。
（２）　「事故」の解析結果については、いずれの事故においても、炉心の冷却能力が失われたり、原子炉格納容器、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれたりすることなく事故が終息すること、本件原子炉施設の周辺公衆の被曝線量も、全身被曝線量についてはいずれの事故においても「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」年間〇・一レム（なお、「許容被曝線量等を定める件」の定める年間〇・五レムは現在妥当性を失っていることは、前記（第四、二、１、（二））のとおりである。）を下回り、一次アルゴンガス漏えい事故における小児の甲状腺被曝線量のみが〇・二二レムと、右〇・一レムを超えているものの、公衆が過大な被曝を受けることがないことが確認されたといえる。（３）　「技術的に起こるとは考えられない事象」の解析結果については、炉心は冷却され、本件原子炉施設の付近住民が、「立地審査指針」、「プルトニウムに関するめやす線量について」に定める「めやす線量」を超える被曝をすることがないことが確認されたといえる。
（４）　そうすると、本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全性が適切に確保され得るという結論においても、不合理な点は認め難いというべきである。４　以上のとおり、本件安全審査における本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性の判断は、合理的根拠に基づいて行われたものであると認めることができ、これに前記（第二、四）の本件安全審査の性格を考え合わせれば、この点について、原告らの更なる主張、立証のない限り、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、事故防止対策に係る安全性を確保し得るものと推認することができる。
そこで、次に、事故防止対策に係る安全性に関して、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論並びに本件原子炉施設の詳細設計及び工事の方法に関する争点について判断を示すことにする。
三　原告らの主張について
１　審査基準について
（一）　「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」につ
いて
原告らは、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性についての具体的審査基準である「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されている「めやす線量」は、「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」より大きな線量であり、不当である旨主張する。
しかし、「めやす線量」は、あ
くまでも本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性を判断するための一方法として、その判断の際に目安として用いられる線量であって、公衆にその線量値までの被曝を許容するものとしての前記「公衆の許容被曝線量」とはその意義を異にするものであるから、原告らの主張は理由がない。
（二）　「評価の考え方」について
（１）　「炉心崩壊事故」などの「シビアアクシデント」について原告らは、「評価の考え方」において、ＬＭＦＢＲの安全評価について「炉心崩壊事故」などの「シビアアクシデント」が評価の対象とされていないことは不当である旨主張する。
この点、「シビアアクシデント」とは、「設計基準事象」を大幅に超える事象であって、安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却又は反応度の制御ができない状態であり、その結果、炉心の重大な損傷に至る事象をいうこと、「シビアアクシデント」の重大さは、炉心の損傷の程度や格納施設の健全性の喪失の程度によるものとされていること、軽水炉において、ＴＭＩ事故やチェルノブイリ事故を契機に、放射性物質の周辺環境中への放出を抑制する昀後の砦である原子炉格納容器の加圧破損の防止という問題が一躍重要視されるようになり、米国を中心として、我が国や欧州諸国等において、アクシデントマネージメント、すなわち「シビアアクシデント」への拡大防止対策及び「シビアアクシデント」に至った場合の影響緩和対策を検討する目的の下に「シビアアクシデント」に関する様々な研究、検討が進められた結果、「シビアアクシデント」の対策としてアクシデントマネージメントが有効であることが認識されるところとなっていることは、当事者間に争いがない。
しかし、「評価の考え方」は、多重防護の思想に基づき厳格な安全確保対策が講じられていることを確認することを要求しており、これが確認されれば、「シビアアクシデント」が発生しないことが確認されたといえるのであるから、それ以上に「評価の考え方」が「シビアアクシデント」を評価の対象としていないことをもって、審査基準として不合理であるということはできない。また、乙イ七・九九二頁によれば、我が国においては、「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」（平成四年五月二八日原子力安全委員会了承）によって、アクシデントマネージメントの有効性が指摘され、その実施が勧告されていることが認められるが、右勧告は、我が国の軽水炉の安全性は、現行の安全規制の下に、多重防護の思想に基づき厳格な対策を講じることによって十分確保されているとした上で、シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについては、その整備を原子炉設置者において自主的に行うこととし、原子炉設置許可の際の安全審査の対象とはしていないものである。


したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　「技術的には起こるとは考えられない事象」について原告らは、「評価の考え方」は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象」（本件許可申請においては「技術的には起こるとは考えられない事象」）について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において十分に評価を行い、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認することを要求しているが、右概念は根拠を欠いた不当なものである旨主張する。しかし、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書一・七ないし九頁）及び乙イ七・六五五頁によれば、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価によって、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全設計の妥当性を確認した上で、更に、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、本件原子炉施設の安全裕度を確認することを目的とするものと認められ、根拠を欠くものとはいえない。また、具体的な事象選定基準は定められていないが、評価の目的に照らして事象を適切に選択することは十分可能であると認められるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　異常発生防止対策、異常拡大防止対策及び放射性物質異常放出防止対策について
（一）　多重防護の考え方について
原告らは、本件安全審査における多重防護の考え方では本件原子炉施設の安全性は確保されない旨主張する。
しかし、前記（二、２）のとおり、①異常事象の発生を防止し（異常の発生防止）、次に、②仮に異常事象が発
生したとしても、それが拡大し事故（周辺環境へ放射性物質を大量に放出するに至るおそれのある事態）に発展することを防止し（異常事故の拡大及び事故への発展の防止）、更には③万一事故に発展したとしても周辺環境へ放射性物質が大量に放出されることを防止する（放射性物質の異常放出の防止）という考え方に立脚した設計がされていれば、本件原子炉施設の安全性を確保することができるといえるところ、本件安全審査にいう「多重防護」も右の考え方をいうのであるから、安全性の確保について十分な合理性を有するものである。
したがって、原告らのこの点についての主張は、失当である。
（二）　原子炉の安定した運転の維持について
（１）　ボイド係数について
原告らは、本件原子炉施設は、ナトリウムの沸騰によりボイド係数が正となるから、原子炉の安定した運転の維持は難であり、本質的に欠陥を有する旨主張する。本件原子炉施設において、ナトリウムが沸騰した場合のボイド系数は炉心中央付近で正であることは当事者間に争いがない。しかし、前記（一、２、（一）、（イ）、（ｂ））のとおり、本件安全審査においては、ナトリウムが沸騰しないように設計されていることを確認しており、これを敷桁すると、次のとおりである。①　一六・八―三―三〇ないし三三頁、五二頁、五四頁によれば本件安全審査においては、原子炉の主たる出力を担う炉心燃料集合体からの発熱が、ブランケット燃料集合体からの発熱の約九倍以上あるので、炉心燃料集合体に対しては高い圧力でナトリウムを供給してナトリウムの流量を大きくし、ブランケット燃料集合体に対しては低い圧力でナトリウムを供給してナトリウムの流量を小さくするため、原子炉容器内には、炉心燃料集合体にナトリウムが流入する高圧プレナムとブランケット燃料集合体にナトリウムが流入する低圧プレナムとが設けられていること、炉心燃料集合体及びブランケット燃料集合体からの発熱は、いずれも周辺領域から中心領域に近づくにしたがって大きくなるため、炉心燃料集合体を装荷する領域については、内側炉心五領域と外側炉心三領域との八流量領域に、また、ブランケット燃料集合体を装荷する領域については、三流量領域にそれぞれ分割した上、炉心燃料集合体についてはエントランスノズルが挿入される連結管に設ける流量調節機構（スリット）並びにエントランスノズルのオリフィス孔との組合せにより、また、ブランケット燃料集合体については、連結管下端に設ける流量調節機構により、分割した領域ごとに発熱に応じたナトリウムの流量を確保すること、これにより、定格出力時における炉心燃料集合体部及びブランケット燃料集合体部の各ナトリウムの昀高温度は、それぞれ約六五九℃及び約六九六℃と、いずれもナトリウムの沸点（大気圧下で約八八〇℃）に対して十分余裕あるものとなることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰しボイドが生じるとは想定し難い。
②　また、沸騰以外にナトリウム中にボイドが生じる要因としては、カバーガスのナトリウム中への混入等が考えられるところ、本件安全審査においては、前記（一、６、（四）、（３））のとおり、ナトリウム液面真下に液面の波立ちを防止するディッププレートが設けられること、これによって、ナトリウム液面の波立ちは生じにくく、このため、液面上のカバーガスがナトリウムに混入することはないこと、仮に何らかの原因によりナトリウム中に気泡が混入したとしても、炉内構造物等にガス抜き孔が設けられることから、混入した気泡はカバーガス中に排出され、原子炉容器下部プレナムでの気泡の滞留は防止されること、ナトリウムを充てんする際にナトリウムと共にガスが混入したとしても、一次主冷却系配管、弁及び中間熱交換器に設けられたガス抜きラインによってガス抜きが行われ、右ガスがナトリウム中に残存することがないことを確認しており、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
③　そして、乙一六・八―三―二六頁、五〇頁、乙イ二及び乙ホ一の一（証人Ｐ６調書一）九丁裏、一〇丁表によれば、本件安全審査においては、ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数等を総合した出力係数がすべての運転範囲で常に負に保たれ、すべての運転範囲において、原子炉固有の負の反応度フィードバック特性を有していることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。


④　なお、本件安全審査においては、前記（一、６、（四）、（３））のとおり、「事故」として「気泡通過事故」（原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して、一次冷却材と共に右気泡が炉心内を通過するという事象）を想定した解析評価について審査しているが、右解析評価においては、炉内構造物等に設けられるガス抜き孔の効果を無視した場合に滞留することとなる昀大量の気泡が通過するものとして、原子炉容器下部プレナム中の高圧プレナムの連結管間隙空間容積のうちスリット上端より上の部分の体積に相当する二〇リットルの気泡を考えるものとし、また、右気泡が炉心支持板の下部から一斉に燃料集合体へ上昇するなどの厳しい前提条件を仮定しても、解析の結果、ナトリウムの昀高温度は過度に上昇することはなく、ナトリウムは沸騰しないとの結果が得られており、その妥当性を確認している。さらに、前記（一、５及び同６）のとおり、本件安全審査においては、「運転時の異常な過渡変化」として、「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」、「一次冷却材流量減少」及び「蒸気発生器伝熱管小漏えい」等を、また、「事故」として、「制御棒急速引抜事故」及び「一次冷却材漏えい事故」等を想定した解析評価について審査しているが、解析の結果、いずれの事象においても、ナトリウムは沸騰しないとの結果が得られており、その妥当性を確認している。また、前記（一、７）のとおり、本件安全審査においては、「技術的には起こるとは考えられない事象」として、「一次主冷却系配管大口径破損事象」及び「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」を想定した解析評価について審査しているが、解析の結果、ナトリウムの沸騰は生じるものの、炉心は冷却され、かつ、原子炉格納容器の健全性は損なわれないこと等から、放射性物質の放散は適切に抑制されるとの結果が得られており、その妥当性を確認している。
このようにみると、本件原子炉施設においてボイド係数を問題にする必要はないというべきである。
原告らは、チェルノブイリ四号炉において、反応度事故が発生したことを指摘する。しかし、後記（第一〇章第二）のとおり、右の事故の原因は、チェルノブイリ四号炉はＲＭＢＫであるため常にボイドが存在するのに、ボイド係数が大きな正の値となり、ボイド係数に燃料温度係数等を総合した出力係数が、定格出力運転時には負の値であるものの、低出力運転時には正の値となる炉心特性を有していたこと及び運転員の規則違反にあるところ、右事故の原因は、本件原子炉施設に共通するものではなく、右事故の発生は本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点に
ついての主張は理由がない。
（２）　即発中性子の寿命と遅発中性子の割合について原告らは、本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、即発中性子の寿命が短く、かつ、遅発中性子の割合が少ないから、反応度事故に至る可能性が高い旨主張する。この点、本件原子炉施設における即発中性子の寿命（一〇〇万分の一秒）は、軽水炉のそれ（一万分の一秒）より短いこと、本件原子炉施設におけるすべての中性子に占める遅発中性子の割合（〇・〇〇三四ないし〇・〇〇三八）は、軽水炉のそれ（〇・〇〇五ないし〇・〇〇七）の半分程度であることは、当事者間に争いがない。
しかし、そのことから直ちに本件原子炉施設が軽水炉に比べて即発臨界に至る可能性が高いということはできない。
すなわち、原子炉において核分裂反応に伴って発生する中性子には、核分裂反応に際し即発的に発生する即発中性子と、ある程度遅れて発生する遅発中性子とがあり、原子炉が臨界状態で運転されているときには、即発中性子だけで臨界状態とされているのではなく、遅発中性子が寄与することにより臨界状態とされているところ、即発中性子の寿命は、軽水炉であれ高速増殖炉である本件原子炉施設であれ、一万分の一秒以下であるため、即発中性子を利用して原子炉を制御することはできず、原子炉の制御は、遅発中性子を利用して行われることは当事者間に争いがない。
そうすると、即発中性子の寿命の長短は、原子炉制御の困難さとは直接関連するものではなく、他方、遅発中性子の寿命は、軽水炉においても、本件棚原子炉施設においても、平均して一〇秒程度であるから、この点で本件原子炉施設の制御が軽水炉より困難であるということはできない。
もっとも、軽水炉においても、本件原子炉施設においても、炉心に投入される反応度がすべての中性子に占める遅発中性子の割合と同じ値になった場合には、いわゆる即発臨界となり、もはや原子炉の制御を行うことはできないところ、本件原子炉施設の遅発中性子割合は、軽水炉のそれの半分程度であるから、数値的には、即発臨界に至るまでの反応度は軽水炉より小さく、容易に即発臨界に至ることになる。しかし、右遅発中性子の割合を念頭に置いて、炉心に投入される反応度がすべての中性子に占める遅発中性子の割合の値に比し十分に小さくなるように設計すれば、余裕を持って反応度を制御することができる。
そして、乙一六・八―三―
五〇頁及び乙ホ一の一（証人Ｐ６調書一）二一丁裏、二二丁表によれば、本件原子炉施設において制御棒操作により炉心に投入される反応度は、昀大の場合であっても、一秒当たり〇・〇〇〇〇八△ｋ／ｋ以下であり、すべての中性子に占める遅発中性子の割合の値に比し約一〇〇分の二以下と十分に小さくなっていること、すなわち、即発臨界となるときの反応度の大きさ（一ドル＝一〇〇セント）に比し、一秒当たり約二セント（〇・〇〇〇〇八÷〇・〇〇三四ないし〇・〇〇三八）と十分に小さな値であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
そうすると、本件原子炉は制御棒の操作により十分な時間的余裕をもって反応度を制御できるといえるから、本件原子炉施設が軽水炉に比べて即発臨界に至る可能性が高いということはできない。
そして、前記（一、２、（一）、（２））に加え、乙一六・八―一―四五頁、四九頁、八―九―一頁、一七ないし二一頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の通常運転時に原子炉出力を変更する場合や、運転状態を乱すような何らかの外乱が入った場合、原子炉出力等を安定に制御し、併せて、炉心の中性子束、一次冷却系の流量、原子炉容器出口のナトリウム温度等の重要な諸変数を適切な範囲に維持するために、原子炉制御設備が設置されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。


また、前記（一、２、（一）、（１）、同３、（一）及び同３、（二）、（１））に加え、乙一六・八―九―四二頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設は、原子炉固有の負のフィードバック効果を有するので、何らかの原因によって通常運転を逸脱するような異常な正の反応度が投入された場合にも、これによる原子炉出力の上昇は抑制されること、右反応度の異常に伴って中性子束が異常に上昇した場合には、中性子束検出器がこれを検出し、原子炉トリップ信号が自動的に発せられ、原子炉停止系が作動することによって直ちに炉心へ制御棒が挿入されて原子炉は自動停止し、次いで補助冷却設備によって炉心が冷却されること、検出器には、中性子束検出器のほか、一次主冷却系循環ポンプ回転数検出器や一次主冷却系流量検出器等があり、一次主冷却系循環ポンプの回転数又は一次主冷却系の流量等と中性子束との不一致を検知した場合にも、原子炉トリップ信号が自動的に発せられることを確認したことが認められる。このようにみると、本件原子炉施設において反応度事故に至ることは想定し難いということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　原子炉固有の負のフィードバック効果について原告らは、出力係数は計算値にすぎないから、本件原子炉施設がすべての運転範囲で原子炉固有の負のフィードバック効果を有するとはいえない旨主張する。しかし、前記（一、２、（一）、（１））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設が原子炉固有の負のフィードバック効果を有することを確認しており、他方、右出力係数の妥当性に疑いを入れるような証拠は全くないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　燃料被覆管の健全性について
（１）　スエリング、圧力の上昇等について
原告らは、本件原子炉施設の燃料被覆管の健全性は維持しえない旨主張し、その根拠として、①燃料ペレツトのスエリングに伴う燃料被覆管の膨張、②燃料被覆管のスエリング、③核分裂生成物（ＦＰ）ガスによる燃料被覆管内の圧力の上昇、④燃料被覆管の温度変化による熱応力、⑤燃料集合体内部の温度差や冷却材の流動圧による炉心燃料要素の湾曲、⑥右湾曲によるラッパ管への接触によって発生する燃料被覆管の損傷、⑦右湾曲によって発生する冷却材の流路の閉塞に伴う温度上昇、⑧燃料ペレットの融点の低下、⑨焼きしまり及びクラックによる溶融等を指摘する。
以下、原告らの主張する点それぞれについて検討する。
（イ）　①ないし⑦の主張について
乙一六・八―三―四頁、七ないし九頁及び乙ホ一の一（証人Ｐ６調書一）二六丁表によれば、本件安全審査においては、燃料ペレットの熱膨張やスエリングによって、燃料被覆管が過大な力を受けないように、燃料ペレットと燃料被覆管との間には適切な間隔が設けられること、燃料の核分裂反応が進み、燃料ペレットが膨らんで燃料被覆管との間隙がなくなった時点では、燃料被覆管自体がスエリング及びクリープによってその内径が増加するため、燃料被覆管が燃料ペレットから過大な力を受けることはないこと、燃料被覆管のスエリングは、照射実績により、直接燃料被覆管の健全性を損なうものではないことが示されていること、燃料被覆管の内部にガスプレナムという空間が設けられること、燃料被覆管は、応力や圧力、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における温度変化に十分耐えうる強度を有するステンレス鋼製とされ、湾曲拘束による応力等に対して十分な強度を有することを確認しており、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。また、本件安全審査においては、前記（一、２、（二）、（３）、（イ）、（ｂ））のとおり、各燃料集合体の発熱量に見合うように、燃料集合体ごとに冷却材の流量が適切に配分されること、また、燃料被覆管を冷却する冷却材の流路を確保するため、各燃料被覆管にはそれぞれワイヤスペーサが巻かれることにより、たとえ燃料被覆管が湾曲しても、燃料集合体のラッパ管に接触したり冷却材の流路が閉塞することのないことを確認している。
そうすると、本件原子炉施設においては、原告の主張する①ないし⑨の事象のうち、①ないし⑦の事象が起こる可能性は極めて低いということができる。
（ロ）　燃料ペレットの融点の低下について
前記（一、２、（二）、（２））に加え、乙一六・八―三―二頁、七頁、八頁によれば、本件安全審査においては、①本件原子炉施設の通常運転時における燃料ペレットの昀高温度は、燃料温度が昀高となる燃焼開始直後でも約二三五〇℃であり、過出力状態においても約二六〇〇℃であること、②一方、本件原子炉施設で使用されるプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料ペレットの融点は、未照射燃料では約二七四〇℃であり、燃焼初期には燃焼に伴うプルトニウムの濃度変化や酸素と金属元素との比率の変化によって融点が低下するが、その場合も二六五〇℃以上であること、③燃焼が進んだ段階では、融点は二六五〇℃より低下するものの、融点の低下よりも燃焼に伴う燃料の線出力密度の減少による燃料ペレット温度の低下の方が大きいので、昀も厳しい条件となるのは燃焼初期であり、このときの燃料ペレットの設計温度を二六五〇℃とすることによって、すべての運転範囲において燃料ペレットの溶融を防ぐことができることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、燃焼に伴う燃料ペレットの融点の変化により、燃料が溶融し、燃料被覆管の健全性が損なわれる可能性は極めて低いということができる。


なお、乙一六・八追補―Ⅳ―一ないし四頁によれば、本件原子炉施設の燃料ペレットの設計上の設計昀高温度は、未照射のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の融点に関し、Ｅ・Ａ・エイトケンとＳ・Ｋ・エバンスによって行われたプルトニウム濃度及び酸素と金属元素との比率を変えた測定の結果（一九六九（昭和四四）、一九七一（昭和四六）年）や、核分裂生成物の蓄積の影響に関し、Ｐ７らによって行われた模擬核分裂生成物を添加したプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料に対する一トン当たり一七万メガワット日相当の燃焼度までの融点の測定の結果（一九六九年）を基に、燃焼度が一トン当たり五万メガワット日までは二六五〇℃、燃焼度が一トン当たり五万メガワット日以上は右温度から一トン当たり一万メガワット日ごとに七℃の割合で低下するとした上で、測定の誤差等をも考慮して設定されたものであり、また、右温度制限値は、実際に照射されたプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料（昀大燃焼度一トン当たり約二〇万メガワット日）について測定された米国のデータと比較しても保守側にあることを確認したことが認められる。
（ハ）　⑨燃料ペレットの焼きしまり及びクラックについて原告らは、燃焼が進むと、燃料ペレットに焼きしまり又は温度差等を原因とするクラック（ひび割れ）が生じ、これによって燃料被覆管が損傷する旨主張する。この点、甲イ二八には、燃焼が進むと、燃料ペレットは体積を減じ、変形して被覆管内部に隙間ができ、外圧によって被覆管がつぶれてペレットはクラックを起こし、このクラックが拡大する旨の記載がある。
しかし、右記載は、理論的な可能性を指摘したものにすぎず、右記載から直ちに本件原子炉施設の燃料ペレットにおいて同様の事態が生じるということはできない。また、乙イ七一によれば、本件安全審査においては、燃焼初期に発生する燃料ペレットの焼きしまり及びクラック等については、本件原子炉施設と同一の仕様の燃料ペレットを用いた日本原子力研究所の材料試験炉ＪＭＴＲにおける照射試験により、照射によって燃料カラム長（燃料被覆管内に複数ある燃料ペレットの昀上端から昀下端までの長さ）及び径方向に燃料の健全性にとって問題となるような収縮が生じることのないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
また、乙一六・八―三―七頁、八頁、六四頁及び乙イ五六によれば、本件安全審査においては、燃焼が進んだ段階での燃料のふるまいについても、本件原子炉とほ
ぼ同一の仕様の燃料要素を用いた英国の
ドーンレイ炉、仏国のラプソディー炉及び高速実験炉「常陽」における照射実績から、本件原子炉の定格線出力密度（一センチメートル当たり約三六〇ワット）を上回る一センチメートル当たり四七〇ワット以上の線出力密度及び本件原子炉の昀高燃焼度（一トン当たり約九万八〇〇〇メガワット日）を上回る一トン当たり約一一万メガワット日の燃焼度においても、燃料要素の健全性が確保されることを確認したことが認められる。
したがって、本件原子炉施設においては、燃料ペレットの焼きしまり及びクラック等の燃料のふるまいが原因となって燃料が溶融し、燃料被覆管の健全性が損なわれることは想定し難いということができる。
（２）　一次冷却材流量減少時の健全性について
原告らは、本件原子炉において、何らかの原因で一次冷却材の流量が減少した場合、燃料が溶融して再臨界を起こす危険性がある旨主張し、その根拠として、本件原子炉施設の燃料の昀高温度が燃料の融点に近い上、燃焼開始後に右融点が低下することを指摘する。
しかし、前記（１）のとおり、本件原子炉においてはすべての運転範囲において燃料の溶融が防がれることを確認しており、また、前記（一、５、（四）、（４）及び同６、（四）、（８））のとおり、本件安全審査においては、「運転時の異常な過渡変化」として「一次冷却材流量減少事象」を、「事故」とし「一次冷却材漏えい事故」を想定した解析評価について審査しているが、解析の結果、いずれの事象においても、燃料温度は融点を十分に下回るとの結果が得られており、その妥当性を確認している。
したがって、本件原子炉施設においては、一次冷却材の流量減少によって燃料が溶融することは想定し難いということができる。
（四）　原子炉冷却材バウンダリの健全性について
配管等の健全性について
（イ）　熱応力やクリープ疲労等に対する配管の健全性について原告らは、本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、配管の受ける熱応力一が大きく、このため、配管の肉厚を薄くし、配管の引き回しを長くしているが、これらの措置によっては配管にかかる熱応力を吸収することは困難であり、また、原子炉の運転、停止、異常時の温度上昇、緊急停止等によって繰り返し配管に熱応力が加えられると、これによる繰り返しひずみとクリープとの相互作用によって配管の疲労寿命が低下し、配管が破損、破断する旨主張する。
しかし、前記（一
、２、（一）、（２）及び同（三）、（１））に加え、乙一六・八―一―二五頁、六六頁、六七頁、七〇頁、八―四―二ないし四頁、八―五―二頁によれば、本件安全審査においては、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管には、高温での強度に優れたステンレス鋼が使用されること、原子炉冷却材バウンダリに及ぶ熱的過渡変化が抑制されるように、本件原子炉施設の通常運転時には、冷却材の温度をほぼ一定に維持できるように原子炉制御設備が設置されると共に、本件原子炉施設の起動時又は停止時には、冷却材ナトリウムの昇温速度又は降温速度を制限することを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、本件原子炉施設は、機器や配管等について、クリープ破断、過大なクリープ変形、疲労破損、クリープ疲労破損等の防止について適切な配慮がされているということができ、本件原子炉施設の配管が熱応力やクリープ疲労等によって破損、破断する可能性は極めて低いということができる。なお、乙一六・一〇―三―二四頁によれば、本件安全審査においては、一次主冷却系設備及び二次主冷却系設備の各配管を引き回すに当たっては、エルボ（曲げ管）を用い、エルボの撓性により配管の熱膨張による変形が吸収されるようになっていることを確認したことが認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ロ）　ナトリウム中の不純物による腐食や浸炭、脱炭に対する配管等の健全性に
ついて


原告らは、①冷却材として使用されるナトリウムが酸化ナトリウム等となって配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼を激しく腐食させ、②一次主冷却系においては、配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼中の炭素がナトリウム中に溶解して高温部から低温部に移行し、二次主冷却系においては、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼から脱炭した炭素がナトリウム中に溶解し、その配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に浸炭するとし、右の腐食や浸炭、脱炭によって配管等が破損したり、破断したりする旨主張する。そこで、以下、原告らの主張する点それぞれについて検討する。（ａ）　ナトリウム中の不純物による配管等の腐食について乙一六・八―一―二五頁、八―八―三頁、六頁、三五頁、三七頁によれば、本件
安全審査においては、ナトリウム中の不純物を除去
するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ（一ＰＰｍは一〇〇万分の一）以下に保たれることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、ナトリウム中に不純物が生じ、右不純物による腐食によって配管が破損したり、破断したりすることは想定し難いということができる。
（ｂ）　浸炭、脱炭について
浸炭や脱炭は、活性炭素濃度の相違（これは、温度や材料の種類により異なる。）により、ナトリウムを介して炭素が移行し、ナトリウム接液部の構造材の表面近傍の炭素濃度が変化することであり、これが起こると材料の強度特性に影響を及ぼすおそれがある。
この点、弁論の全趣旨によれば、一次主冷却系配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼は、浸炭する傾向となること、また、二次主冷却一系設備の配管や過熱器の伝熱管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼と、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼とにおける活性炭素濃度の相違により、オーステナイト系ステンレス鋼は浸炭し、また、クロム・モリブデン鋼は脱炭される傾向にあることが認められる。しかし、前記（一、２、（三）、（１））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次主冷却系配管及び蒸気発生器の伝熱管の材料には、その使用条件に適合する材料が使用されることが確認されている上、配管や伝熱管の具体的な設計において、浸炭、脱炭による材料の強度低下を考慮した設計がされていないと疑わせるような証拠はなく、また、これまでに浸炭や脱炭により配管や伝熱管が強度を失って破損したという事例があるという証拠もないことからすれば、本件原子炉施設において、配管や伝熱管が脱炭や浸炭により破損する可能性があるとはいえない。また、仮に配管や伝熱管が破損した場合であっても、前記（一、６、（四）、（８）、同（９）及び同（１７））のとおり、事故は安全に終息させることができるものと認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　配管における破損の様相について
（イ）　原告らは、一次主冷却系設備や二次主冷却系設備における配管の破損は、ナトリウムと構造材との共存性、熱応力、クリープ疲労、地震による外力等、複雑な原因が組み合わさって起こるものであるから、本件原子炉施設においても瞬時両端完全破断が起こる旨主張する。しかし、前記（一、２、（三）、（１））のとおり、一次主冷却系設備の配管及び二次主冷却系設備の配管については、それが破損する可能性は低く抑えられているし、乙ホ二の一（Ｐ８調書一）四一丁表ないし四二丁表には、万一、破損が生じるとしても、右破損は、熱膨張や過渡的な熱応力の繰り返しによる肉厚を貫通した疲労き裂の形態を取るため、冷却材の漏えいは、配管の表面部に生じた微小な開口部からの冷却材の漏えいとなる上、配管内は低圧であるから、急速な破断に進展するおそれはなく、また、右漏えいは、ナトリウム漏えい検出器により早期に検出され、原子炉を停止するなどの所要の措置が採られることから、漏えい先行型破損（ＬＢＢ）の様相となる旨証言しており、右証言は十分合理的であり、信用できる。
したがって、配管の瞬時両端完全破断が起こることは想定し難いから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　原告らは、一九八六（昭和六一）年一二月にアメリカのサリー原子力発電所二号炉（ＰＷＲ）で発生した二次系給水ポンプ入口配管の大口径破断事故を根拠に、本件原子炉施設においても、一次主冷却系設備の配管において大口径破断が起こる可能性がある旨主張する。
この点、後記（第一〇章第一一）のとおり、右事故の原因は、不十分な水質管理の下に生じた腐食と不適切な配管の接続によって生じた冷却水の流れの急変による侵食とが重なって配管の内面が著しく減肉され、破断するに至ったことにある。しかし、サリー二号炉は、ＰＷＲであるところ、ＰＷＲは、配管内の圧力が一〇〇気圧を超えるが、本件原子炉施設の一次主冷却系の配管内の圧力は八気圧程度であり、ＰＷＲと比べて十分の一にも及ばないことは当事者間に争いがない。そうすると、前記（一、２、（三）、（１））のとおり、本件安全審査においては、一次主冷却系設備の配管の健全性を確認しているが、仮に破断が起こることを仮定しても、大口径破断を起こすことは考えられない。
したがって、右サリー二号機の事故の発生によって、本件原子炉施設の安全性が否定されるものではない。
（ハ）　原告らは、平成三年六月に本件原子炉施設の二次主冷却系配管が設計とは逆方向に変位した事象、一九九〇（平成二）年四月にスーパーフエニックスで発生した二次系ナトリウム漏えい事故、一九六六（昭和四一）年一〇月のフランスの実験炉ラプソディでの二次系ナトリウム注入配管破裂事故、一九六七（昭和四二）年五月の英国の高速実験炉ＤＦＲでの一次冷却系配管からのナトリウム漏えい事故等、国内外の高速増殖炉において発生した事故例を挙げ、、本件原子炉施設の一次、二次主冷却系設備の配管において瞬時両端完全破断が起こる可能性がある旨主張する。


しかし、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書一・一七丁表ないし一八表）、乙イ四七・三・四・四―四頁、乙イ四八・三・四・四―一頁、六頁、七頁及び乙イ五一によれば、本件原子炉施設で生じた事象は、二次主冷却系設備の配管が原子炉格納容器を貫通する部位に気密性をもたせるために設けられたベローズ（蛇腹状の伸縮可能な継手）を製作するに当たって、その剛性を計算値よりも硬く製作したために生じたものであったところ、右事象の発生後、右変位の原因となった剛性の大きい二層式のベローズを単層のものに交換する等の改善工事を実施した結果、右のような異常な熱変位挙動が剛生じないこと、さらにはその他の機器、配管についても応力の評価をした結果等から右のような異常な熱変位挙動が他の場所においても生じないことが確認されていること、乙一六・八―四―二頁、三頁、一〇頁、一一頁、一九頁、二一頁、乙イ二六・三・四・三―八頁によれば、配管の溶接部については、非破壊検査等の所定の検査によって異常のないことを確認し、予熱ヒータについても、短絡等が生じれば一電源系から自動的に切り離す保護装置が設けられていることがそれぞれ認められるから、現在右配管が瞬時に完全破断する可能性があるとは認められない。
また、甲イ五一及び甲イ九三によれば、原告らの主張する海外の高速増殖炉における事故は、いずれも二次主冷却系設備の配管が瞬時に両端完全破断したものではないことが認められるから、これらの事故等が発生した事実から本件原子炉施設において一次、二次主冷却系設備の配管が瞬時に両端完全破断する可能性があるということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　配管、機器等の保守点検について
原告らは、一次冷却材のナトリウムが放射化されるため、原子炉の停止中も一次主冷却系設備の配管には近づくことができず、また、原子炉の停止中も凝固を避けるためにナトリウムを高温に保つから、配管等の保守点検作業が不可能である旨主張する。
しかし、前記（一、２、（三）、（１）、（ロ）、（ｄ））のとおり、本件安全審査においては、原子炉冷却材バウンダリとなる機器及び配管は、原子炉の運転開始後、重要な部分に対し、供用期間中定期的に検査が行えるように、検査箇所へ検査機器等を接近することができるように配置が考慮されることが確認されている。また、一六・八―二―一三頁、一四頁、八―八―二頁によれば、本件原子炉施設の一次主冷却系のナトリウムをドレンする一次ナトリウム充填ドレン系が設けられること、原子炉室壁及び一次冷却系室壁により、炉心からの放射線によって主要な一次冷却系機器が放射化されることを抑制できることが認められるから、本件原子炉施設の一次主冷却系の配管等の保守点検作業が不可能であるとはいえないし、またそれがために重大な事故が発生する具体的可能性があるとも認められない。（五）　原子炉カバーガスのバウンダリの健全性について原告らは、フランスのスーパーフエニックスにおいて一九九〇（平成二）年六月に発生した原子炉容器内のナトリウム液面を覆っているアルゴン・カバーガス中に空気が混入した事故が発生したことを挙げ、本件原子炉施設においても同様の事故が起こる旨主張する。
この点、後記（第一〇章第五）のとおり、右事故の原因は、フィルタカートリッジ系カバーガスの放射能測定系のポンプシール膜が部分的に裂け、空気がカバーガスに混入し、その結果、一次系ナトリウムが酸素等により汚染し、プラギング温度が上昇したことにある。これに対し、乙一六・八―八―一〇頁、三八頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次アルゴンガス系内の圧力は、右アルゴンガス系が配置される各部屋の雰囲気の気圧よりも若干高くなるように保持されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設において、仮に右アルゴンガス系の設備に破損が生じたとしても、アルゴン・カバーガス中に空気が混入することは想定し難い。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　蒸気発生器について
原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器につき、①蒸気発生器の伝熱管は、応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭などにより損傷する、②蒸気発生器の伝熱管に採用されているヘリカルコイル型は、溶接時における残留応力が問題であると共に、伝熱管の組立てが困難である、③供用期間中の検査に使用することとされている探傷用プローブが、本件原子炉施設の総合機能試験の際に一部の伝熱管に挿入できなかったことからすると、伝熱管内には四ミリメートル以上の溶接の垂れ込みがあるなどと主張して、本件原子炉施設においては蒸気発生器伝熱管破損事故が発生するおそれがある旨主張する。また、原告らは、④本件安全審査において水漏えい検出設備である水素計の設置箇所や機能が審査されていないのは不当である旨主張する。この点についての当裁判所の判断は、原告らの主張が多岐にわたるので、蒸気発生器伝熱管破損事故に関する原告らの主張に対する判断と併せて、後記（第九章第一）において別項を設けて判断する。
（七）　原子炉停止系の信頼性について
（１）　共通原因故障について


原告らは、本件原子炉施設には、原子炉停止系として作動原理を同じくする調整棒及び後備炉停止棒の二系統のスクラム機構しかないので、調整棒と後備炉停止棒にコモンモード・フェイリア（共通原因故障）が発生した場合には、原子炉が停止不能の状態に陥る旨主張する。そして、この点、証人Ｐ１０の証言（Ｐ１０調書五・三七ないし三九頁）、甲イ一三及び甲イ一三九には、他の原子炉施設において共通原因故障が現実に発生した旨の証言ないし記載がある。しかし、前記（一、３、（二）、（１））に加え、乙一六・八―一―五二頁、五四頁、六一頁、六二頁、八―三―一五ないし一八頁、八―九―三〇頁、三一頁及び乙イ二によれば、本件安全審査においては、①本件原子炉施設の原子炉停止系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、このうちいずれか一方の系統が作動しさえずれば本件原子炉を確実に停止することができること、②原子炉停止系を作動させる安全保護系を構成する検出器、論理回路及び原子炉トリップ遮断器は、同じ機能を有するものが二つ以上設けられており（多重性）、かつ、③右検出器等は、その各々が環境条件の変動（機器がさらされる雰囲気の温度、湿度の上昇等）や運転状態の変動（機器に供給される電源の喪失等）があっても、同時に故障したり、一つの機器に故障が生じても、その影響を受けて他の機器が故障したりすることがないように考慮した対策が講じられている（独立性）こと、④原子炉の緊急停止に際しては、重力により制御棒が炉心内に挿入されるが、
加速機構
も働き、主炉停止系の制御棒はガス圧力により、後備炉停止系の制御棒はばねの力により、それぞれ炉心内に加速挿入される設計となっていること、⑤原子炉停止系の制御棒を保持する電磁石及び右加速機構は、個々の制御棒駆動機構ごとに個別に備え付けられ、独立性を有していることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、原子炉停止系及び安全保護系が共通の原因によって故障が生じることはなく、本件原子炉施設が停止不能の状態に陥ることは想定し難いということができるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　自己融着について
原告らは、本件原子炉施設においては、ナトリウム中での自己融着によって制御棒が固着し、原子炉の緊急停止が阻害される旨主張する。自己融着とは、同一の金属材料が高温下で互いに強い力で接触した場合に、材料間の原子の拡散により融着する現象であり、金属材料の一般的性質である。しかし、本件原子炉施設において自己融着が起こると認めるに足りる証拠はないし、また、仮に起こるとしても、後記（第八章第一、五）のとおり、巡視、点検や定期自主検査が適切に行われることにより、これを十分回避することが可能であると認められるから、自己融着は本件原子炉施設の安全性を左右するものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　セイラム一号炉、浜岡一号炉の事故について
原告らは、一九八三（昭和五八）年二月に米国のセイラム一号炉（ＰＷＲ）において、制御棒が電流遮断機（本件原子炉施設の原子炉トリップ遮断機に相当する。）の固着により自動的に挿入されなかった事象や、昭和六三年二月に中部電力の浜岡一号炉（ＢＷＲ）において、原子炉再循環ポンプが停止した時に原子炉が緊急停止しなかったことを挙げて、本件原子炉施設においても、原子炉の緊急停止に失敗するおそれがある旨主張する。
しかし、乙イ七四によれば、浜岡一号炉では、もともと原子炉再循環ポンプの停止信号によって直接原子炉を緊急停止する仕組みにはなっていなかったことが認められ、これに反する甲イ一三は採用できない。したがって、原告らの主張はその前提を欠くものである。
また、後記（第一〇章第一三）のとおり、セイラム一号炉の固着の原因は、電流
遮断器可動部（ラッチ部）の
潤滑が適切でなかったという保守、点検上の過誤によるものであった。しかし、後記（第八章）のとおり、保守、点検を含めた本件原子炉施設における運転段階における安全確保対策は、その安全性を確保するのに十分なものということができる。したがって、右事故と同様の事故が本件原子炉施設において発生することは想定し難く、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　地震時の電源喪失について
原告らは、地震などによって停電が起こった場合は、制御棒を挿入する原子炉緊急停止装置が同時に故障し、原子炉の緊急停止に失敗する旨主張する。この点、証人Ｐ１０はこれに沿う証言をし（証人Ｐ１０調書五・四五頁、四六頁）、甲イ一九九にもこれに沿う記載がある。
しかし、前記（一、３、（二）、（１））に加え、乙一六・八―一―三五頁、一一三頁、八―九―二八頁、二九頁、四二頁、八―一〇―五ないし七頁及び乙イ五によれば、本件安全審査においては、①一定以上の地震動を検知した場合や外部電源を喪失した場合には、安全保護系の原子炉トリップ信号（「地震加速度大」信号、「常用母線電圧低」信号）により、原子炉は緊急停止すること、②原子炉緊急停止装置は、安全上特に重要な施設としてＡｓクラスの耐震設計が行われ、系統的にも多重性、独立性を有していること、③主炉停止系及び後備炉停止系の各制御棒については、全体モックアップ試験を行って、地震時でもこれを挿入し得ることが総合的に確認されたこと、④外部電源喪失に対しても、非常用電源設備が備えられているほか、原子炉緊急停止装置には、電源を喪失した場合、制御棒保持用電磁石が消磁して即時に制御棒が自動的に炉心に挿入されるというフェイルセイフ機能があることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においては、設計用限界地震を想定しても、緊急停止機能が失われることはなく、地震とそれに伴う外部電源の喪失によって、原子炉を緊急停止することができなくなることは想定し難いということができるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（５）　制御棒駆動電動機の駆動荷重増加について
なお、本件原子炉施設の試運転中の平成四年九月二八日に、主炉停止系の一三本ある制御棒駆動機構のうち、微調整棒用の駆動機構三本において、制御棒を駆動す
る電動機の駆動荷重が増加する
という事象が生じ、平成六年一一月一一日及び平成七年五月二四日にも右三本のうち一本に同様の事象が発生した。


しかし、乙イ七三によれば、右荷重増加の原因は、制御棒駆動機構の駆動軸と上部案内管部の遮へい体との間隙にナトリウム化合物が付着したことによるものであり、右ナトリウム化合物はアルゴンガス中の不純物とナトリウム蒸気等の反応により生成されたものと推定されるところ、右事象は、①増加した荷重の程度が荷重限界を下回るものであったこと、②荷重の増加が一時的なものであり、すぐに通常の荷重に復帰したこと、③主炉停止系の他の制御棒駆動機構一〇本及び後備炉停止系の制御棒駆動機構六本には右のような事象は生じてなかったことから、原子炉の安全性に影響を及ぼすものではなかったことが認められる。したがって、右事象の発生により本件原子炉施設の安全性が否定されるものではないというべきである。
（八）　緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）について
原告らは、緊急炉心冷却装置が存在しない本件原子炉施設は、安全性が確保されない旨主張する。
この点、軽水炉においては、緊急炉心冷却装置の設置が要求されているが（「安全設計審査指針」指針四〇参照）、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書一・三六丁、三七丁表）によれば、これは、軽水炉では、冷却材（軽水）が高温、高圧で使用されるため、冷却材が漏えいした場合、圧力が低下することにより冷却材が沸騰（減圧沸騰）し、炉心から冷却材が喪失する事態となる可能性があるためであることが認められる。
しかし、前記（２、（二）、（１））のとおり、本件原子炉施設においては、冷却材ナトリウムはいかなる運転範囲においても沸騰することはなくまた前記（一、６、（四）、（８）、（ロ）、（ｂ）、（は））に加え、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書一・三六丁裏ないし三九丁裏）、乙一六・八―一―二九頁、乙イ四及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）八八丁裏、八九丁表によれば、本件安全審査においては、配管の高所引回し及びガードベッセルの設置により、冷却材が漏えいした場合であっても、冷却材は昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）以上に保持されること、冷却材の漏えい時に、配管のむち打ちや流出流体のジェット力によってガードベッセル等が損傷を受けることはないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設において冷却材が喪失する事態に陥ることは想定し難いから、本件原子炉施設に緊急炉心冷却装置がないからといって、その安全性が確保されないものではなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。（九）　「フェイルセイフ」及び「フール・プルーフ」について原告らは、本件原子炉施設には、フェイルセイフ（故障、誤動作が生じたときに機器は安全側に作動するという原則）、フール・プルーフ（人為的ミスにより重大な事態を引き起こすことがあり得ないという原則）が成り立たない旨主張する。しかし、前記（一、３、（二）、（１）、（イ）、（ｂ）及び三、２、（七）、（４））のとおり、本件安全審査においては、安全保護系について、フェイルセイフの設計とされることを確認したことが認められ、これが不合理であるとする証拠はない。したがって、本件原子炉施設においてフェイルセイフが成り立たないということはできない。
フール・プルーフについては、確かに、後記第一〇章のチェルノブイリ事故、ＴＭＩ事故等にみられるように、基本設計において安全性が確保し得るものとされた原子炉施設であっても、その後の段階である建設、運転等において重大な瑕疵があれば、設計上は予想されていなかった重大な事故が発生する可能性があることを否定することはできない。すなわち、運転段階においていかなる人為ミスが生じた場合であっても、絶対に事故を起こさない設計とすることは理想であるとしても、現実的には不可能ということができ、本件原子炉施設の安全性を確保するためには、一定水準以上の運転管理等が行われることが必要と解される。しかし、後記第八章のとおり、本件原子炉施設における運転段階における安全確保対策は、その安全性を確保するのに十分なものということができるから、本件原子炉施設において運転等における重大な瑕疵によって重大な事故が発生する具体的可能性があるとはいえないし、他にこれを認めるに足りる証拠もない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。３　「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価について
（一）　事象の選定について
原告らは、本件原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」や「事故」の解析評価は、限られたいくつかの事故等を想定して解析評価したものにすぎず、不十分である旨主張する。
この点、多数の機器で複雑に構成


された原子炉施設においては、理論上発生する可能性のある事故を網羅的に検討するならば、極めて多数の事故を想定し得ることは明らかである。しかし、「安全評価審査指針」は、軽水炉の安全評価を行うに際して想定すべき事象として、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）については「運転時の異常な過渡変化」として一四種類、「事故」として九種類、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）については「運転時の異常な過渡変化」として一二種類、「事故」として六種類を定めている（乙四・二六八頁、二六九頁）。また、「安全評価審査指針」は、「原子炉の運転状態において原子炉施設寿命期間中に予想される機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作などによって、原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態及び、これらと類似の頻度で発生し、原子炉施設の運転が計画されていない状態にいたる事象」を「運転時の異常な過渡変化」とし、「運転時の異常な過渡変化を超える異常状態であって、発生頻度は小さいが、発生した場合は原子炉施設からの放射能の放出の可能性があり、原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要のある事象」を「事故」としていること、そして、「運転時の異常な過渡変化」については、原子炉施設が制御されずに放置されると、燃料又は原子炉冷却材圧カバウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象を想定し、これら事象が発生した場合における安全保護系、原子炉停止系等の設計の妥当性を確認するという観点から、「事故」については、原子炉施設からの放射線による敷地周辺への影響が大きくなる可能性のある事象を想定し、これらの事象が発生した場合における工学的安全施設等の設計の妥当性を確認するという観点から、それぞれの目的、範囲に従って評価の対象とすべき代表的事象を選定するとしていること、類似の「運転時の異常な過渡変化」又は類似の「事故」が二つ以上ある場合には、結果が昀も厳しくなるもので代表させることができるとしていること、安全性の解析に当たっては、当該原子炉の通常運転範囲全域について考慮すると共に、想定された事象に加え、作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする単一故障を仮定し、かつ、工学的安全施設の作動が要求される場合には外部電源の喪失を仮定しなければならず、解析に当たって使用するモデル及びパラメータは評価の結果が厳しくなる
よう
に選定しなければならないとしている（乙四・二六四ないし二六七頁）。そして、「評価の考え方」は、右「安全評価指針」を参考とし、これにＬＭＦＢＲの特徴を考慮して「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価を行うことが必要であるとし、「運転時の異常な過渡変化」として一二種類、「事故」として一四種類を例示している（乙四・四九二ないし四九四頁）。右「安全評価指針」及び「評価の考え方」の定めは、原子炉施設の安全審査においては、原子炉施設の事故防止対策に係る安全性を確認するために、原子炉施設寿命期間中に現実に発生するおそれがあると想定される事象のうち、安全保護系、原子炉停止系、工学的安全施設等の設計の妥当性の確認の観点から、評価の対象とすべき代表的な具体的事象を適切に選定して、これらにつき評価結果が厳しくなるような前提条件を設定した上で解析評価し、安全性を確保することができるとの結論が得られれば、他の態様の事故については、選定された事故よりも原子炉施設の安全性を損なうおそれが少ないものとして、具体的な解析を行うまでもなく原子炉施設の安全性が確保されるという考え方に基づいているものと解することができるところ、右考え方を不合理であるとする証拠はない。したがって、本件原子炉施設について解析評価の対象として選定された事象の数が少ないことをもって、直ちに本件安全審査が不合理であるということはできない。
もちろん、具体的に想定して解析する事故等は、代表的な事象を適切に選定したものでなければならないが、この点については、各解析評価に関する部分で判断を示すことにする。
（二）　単一故障の仮定について
原告らは、異常事態の発生には多重故障やいくつかの誤操作が関与しているにもかかわらず、本件原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価に際して、機器の単一故障のみを仮定しているのは不合理である旨主張する。この点、「安全設計審査指針」は、安全系（「安全設計審査指針」でいう「安全上重要な構築物、系統及び機器」の一部をなすものであって、かつ、想定すべき事象により生じる異常な状態を速やかに収束させ、又はその拡大を防止し、あるいはその結果を緩和することを主たる機能とするもの。）に属する各系統は、単一故障を仮定してもその安全機能を損なわない設計であること、「安全評価指針」は、各
事象の解析に
当たっては、想定された事象に加え、作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする「単一故障」を仮定することをそれぞれ要求している（乙四・三〇頁、二六七頁）。
ところで、「安全評価指針」において右の単一故障の仮定を要求しているのは、安全系の設計が「安全設計審査指針」の要求を満足していることを確認すると共に、作動を要求されている諸系統間の協調性や、手動操作を必要とする場合の運転員の役割等を合め、安全系全体としての機能と性能を確認しようとするものであることが認められ、右によれば、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を確認するために行う」運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価は、単に安全系の設計が「安全設計審査指針」の要求を満足することを確認することを目的とするものではなく、安全系全体を統合的に検討しようとするものであり、その目的において十分な合理性を有する。
そして、「安全評価指針」は、単一故障の仮定を考慮すべき範囲として、当該想定事象に対して安全機能を果たすべき系統全般、すなわち、当該事象に対して作動が要求される全ての安全系であって、補助施設や非常用電源も含むとしていること、単一故障の仮定は、当該事象に対して果たされるべき安全機能の観点から結果を昀も厳しくするものを選定し、かつ、一つの選定事象について二つ以上の安全機能が要求される場合には、機能別に単一故障を仮定しなければならないとしていること、事故の解析に当たって、工学的安全施設の作動が要求される場合には、外部電源の喪失を考慮しなければならないとされていることが認められる（乙四・二六七頁）。
右によれば、単一故障の仮定といっても、機能別、すなわち作動を要素される系統ごとに順次単一故障を仮定するのであるから、単に一つの故障のみを仮定するものではなく、また、結果を昀も厳しくする単一故障を仮定するのであるから、結果を同じくする複数の故障を仮定することと同視し得る上、更に、工学的安全施設の作動に関しては外部電源の喪失も考慮するとしているのであるから、必然的に複数の故障を仮定するものであることが明らかである。もちろん、放射性物質の拡散に対する多重防壁のすべてが、無条件に機能しないということも理論上は仮定できる。しかし、前記（一、１）のとおり、本件原子炉施設においては、事故防止に係
る安全確保対策として、①


異常事象の発生を防止し（異常の発生防止）、次に、②仮に異常事象が発生したとしても、それが拡大し事故（周辺環境へ放射性物質を大量に放出するに至るおそれのある事態）に発展することを防止し（異常事故の拡大及び事故への発展の防止）、更には③万一事故に発展したとしても周辺環境へ放射性物質が大量に放出されることを防止する（放射性物質の異常放出の防止）設計がされ、本件安全審査においてその妥当性が確認されているのであって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析は、右のように本件原子炉施設の安全設計の妥当性を確認した上で、更にあえて「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の発生を想定し、「運転時の異常な過渡変化」については、炉心が損傷に至る前に収束され通常運転に復帰できる状態になること、「事故」については、炉心の溶融のおそれがないこと及び放射線による敷地周辺への影響が大きくならないよう核分裂生成物放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認し、右安全設計の妥当性を別の側面から確認するためのものである。このような「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価の目的、そして、本件原子炉施設の安全保護系や工学的安全施設については、前記（一、３、（二）及び同４）のとおり、①強度等において十分な余裕をもった設計となっていること、②外部電源が喪失した場合においても、非常用電源をその電源とするなど所定の機能が発揮されるようになっていること、③原子炉の運転開始後においても定期的にその性能確認のための試験、検査が実施できる構造となっていることなど、設計上非常に高い信頼性を有しており、異常事象や事故が発生したとしても、その発生に伴って作動することが要求される安全保護系や工学的安全施設に同時に故障が発生する可能性は極めて低いことが確認されていることからすると、右のような単一故障の仮定には十分な合理性があるといえ、理論上多重防護のすべてが無条件に機能しないということを仮定し得るからといって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価において、全ての機器の不作動やこれに近い仮定を前提として安全性が確認されなければならないとすることは、そもそも解析評価の目的と矛盾し、合理性に欠けるというべきである。したがって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価における機器
の単一故障の仮定は合理的であ
り、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　「燃料スランピング事故」について
原告らは、スランピング現象が昀大の反応度価値を持つ一体の燃料集合体内の全燃料要素で同時に発生するという解析条件は、恣意的に反応度の範囲を限定したものであること、燃焼の進展に伴う融点の低下を考慮していないこと、スランピングした燃料による燃料被覆管の脆化を考慮しないことを理由に、「燃料スランピング事故」の解析評価は不合理である旨主張する。
（１）　解析条件について
証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書二・五四丁表ないし五八丁表、Ｐ９調書七・二六丁裏ないし二八丁裏）及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）一八丁表ないし一九丁裏によれば、「燃料スランピング事故」は、ステップ状の正の反応度が投入された場合に、本件原子炉施設の炉心の冷却能力が失われることはないか、また、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはないかを評価するために想定された事故であり、燃料スランピングは、本件原子炉の炉心の応答特性を把握するために、ステップ状の正の反応度が投入される物理モデルとして想定された事象であって、万一の場合に現実に本件原子炉施設においてそのような事故が起こり得ることを前提
としたものではないことが認められる
そして、前記（一、６、（四）、（２））に加え、乙一六・一〇―三―七頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）二一丁表ないし二二丁表、二三丁表によれば、本件安全審査においては、昀大の反応度価値を有する燃料集合体の一六九本の燃料要素すべてで同時にスランピングが生じるという解析条件は保守的であり、妥当であると判断したことが認められるところ、前記（一、６、（四）、（２）、（ロ）、（ａ））のとおり、本件原子炉施設には燃料スランピングの発生防止対策が十分に講じられていること、乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）二一丁表によれば、我が国の高速実験炉「常陽」や海外の高速炉において、このような現象は起きていないことが認められることに照らせば、本件原子炉施設において燃料スランピング事故が現実に発生する具体的可能性があるとは認められないし、他にこれを認めるに足りる証拠もない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　燃料の融点の低下について
前記（２、（三）、（１）、（ロ））のとおり、本件安全審査においては、燃焼
の進展に伴う燃料
融点の低下については、一般的には燃焼が進んだ段階では融点が漸減するとはいえるが、他方、出力密度が減少することによる燃料温度の低下の方が大きくなるため、結局、燃料温度が昀高となるのは燃焼開始直後であることを確認したことが認められる。
したがって、燃焼の進展に伴う融点の低下は、右事象の評価結果に影響を及ぼすものではないといえるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　スランピングした燃料の燃料被覆管への接触について前記（１）のとおり、「燃料スランピング事故」は、ステップ状の正の反応度が炉心に投入された場合の炉心の応答特性を把握するための物理壬デルとして想定されたものであり、スランピングを起こした燃料ペレットが燃料被覆管に接触するか等、燃料ペレット自体の挙動を解析するものではない。すなわち、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書二・五四丁表ないし五八丁表）によれば、スランピング現象については、それにより炉心に投入される正の反応度の大きさを求めるためだけに想定されるものであり、解析に際しては、右により求められた正の反応度の大きさを前提とした上で、健全な形状の燃料要素を有する炉心を解析対象として燃料温度等が計算されることが認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　中性子照射による燃料被覆管の脆化について
乙一六・一〇―一―二頁によれば、本件安全審査においては、右解析評価において判断基準の一つとしている燃料被覆管の肉厚中心温度に関する制限値につき、実際に中性子を照射した燃料被覆管に対する急速加熱試験の結果等を基に安全余裕を持たせて設定された値であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、中性子照射による燃料被覆管の脆化によって、燃料被覆管の健全性が影響を受けるとはいえないから、これを考慮していないことに不合理な点はないということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　「気泡通過事故」について


原告らは、ナトリウム沸騰のように気泡が炉心近くで連続して発生するという前提条件を置いた場合には、投入される反応度が更に大きく、しかも持続するごとを指摘し、「気泡通過事故」の解析評価の解析条件として、二〇リットルの気泡が一斉に炉心を通過するとしたことは恣意的で、不合理ある旨主張する。
しかし、「気泡通過事故」は、何らかの原因により原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通じて、一次冷却材と共に右気泡が炉心内を通過するという事故であるところ、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書二・三七丁表）及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）二七丁表ないし二九丁表によれば、本件原子炉施設において何らかの原因により一次冷却材中に気泡が混入し滞留する場合の気泡の昀大量は、気泡の排出経路であるガス抜き孔の効果を無視した場合であっても、原子炉下部プレナム中の高圧プレナムの連結管間隙空間容積のうちスリット上端より上の部分の体積に相当する量（二〇リットル）であることが認められる。そうすると、ナトリウムの沸騰を除けば、右二〇リットルが気泡混入の物理的昀大値ということができる。
そして、ナトリウムの沸騰については、前記（２、（二）、（１））のとおり、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰しボイドが生じることは想定し難いから、ナトリウムが沸騰するという前提を置かないことに不合理な点はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）　「二次冷却材漏えい事故」について
（１）　原告らは、「二次冷却材漏えい事故」の解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）の解析条件として、二次主冷却系配管の破損口の大きさを一五平方センチメートルの割れ状の破損口としていることについて、右解析条件は恣意的なものであり、瞬時両端完全破断を解析条件として仮定すべきである旨主張し、その根拠として、フランスの高速原型炉スーパーフェニックスにおいては二次系ナトリウム配管が完全破断する事故を想定していることを指摘する。しかし、前記（２、（四）、（２））のとおり、二次主冷却系配管に万一破損が生じるとしても、右破損は肉厚を貫通した疲労亀裂という形態をとり、配管の内圧が低いために、急速な破断に発展するおそれはない。また、乙ホ二の一（Ｐ８調書一）四二丁裏には、肉厚を貫通した疲労亀裂の大きさは、長さが管の直径の二分の一、幅が管の厚さの二分の一のスリット状の大きさを超えることはない旨の証言があり、右証言は合理的であり信用できる。そうすると、漏えいナトリウムによる熱的影響の解析条件として、破損口の大きさを右スリット状の漏えい口の大きさに相
当する一五平方センチメートルとしたことは合理
的というべきであり、フランスのスーパーフェニックスの事故想定は、右認定を覆すものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　原告らは、「二次冷却材漏えい事故」の解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）において、①床ライナの温度上昇がより大きい小、中規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇が解析評価されていないこと、また、②界面反応による腐食が解析条件において考慮されていないことは不当である旨主張する。
しかし、①の点については、乙イ四一及び乙イ四五によれば、右解析評価は、炉心冷却能力の解析評価において前提とする二次主冷却系の系統分離が、漏えいナトリウムの熱的影響によって損なわれないか否かを確認することを目的とするものであること、右評価の目的からすると、右系統分離のための障壁を形成する建物、構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは、事故ループにおける雰囲気温度の上昇に伴う内圧の上昇であり、内圧の上昇については、大規模漏えいの場合の方が小、中規模漏えいの場合よりも大きいことから、右内圧の上昇が実際よりも十分に厳しい結果となるように、考えられる昀大規模の漏えいを想定し、また、漏えいしたナトリウムの燃焼形態については、右の内圧の上昇が実際よりも厳しい結果になるように、スプレイ燃焼するという条件が設定されたことが認められる。このように、右解析評価は、床ライナ自体の機械的健全性を定量的に確認するためのものではなく、右解析条件は、床ライナの健全性にとって昀も厳しい条件として設定されたものではない。確かに、右評価の際には、床ライナの温度上昇も併せて評価されているが、乙イ四五によれば、これは、内圧二の上昇に着目した右条件下において、機械強度的に余裕のある床ライナが設置され得ることを念のために確認したにすぎないものと認められる。したがって、床ライナの温度上昇がより厳しい小、中規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇が解析評価されていないことは、右解析評価の合理性を左右するものではない。また、②の点ついても、同様に、右解析評価は、床ライナの機械的健全性を確認するための解析評価ではないから、右解析評価において界面反応による腐食を考慮していないことは、右解析評価の合理性を左右するものではない（なお、弁論の全趣旨によれば、右解析評価において想定されている大規模漏えい時には、ナトリウムが床ライナ上でプール燃焼するため、ナトリウム、酸素及び鉄の界面がほとんど存在しないことが認められる。）。
もっとも、前記（一、６、（四）、（９）、（ロ）、（ｂ）、（は））に加え、乙一六・八―一―六頁、七頁、九頁、二七頁、二八頁、三一頁、三二頁及び乙イ四五によれば、床ライナの設置目的は、冷却材として使用されるナトリウムは、化学的に活性であり、酸素やコンクリートに含まれる水とも激しく反応するため、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触すると、ナトリウムとコンクリート中の水分が反応し、圧力上昇やコンクリートの脆弱化により建物の健全性が失われることがあり、建物の健全性が失われると、二次主冷却系の他の系統に影響が及ぶ可能性があることから、ナトリウムの化学反応及びナトリウム火災に対する対策の一つとして、ナトリウムが万一漏えいした場合であっても、鋼製の床ライナによって、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止することであり、本件安全審査においては、この基本設計ないし基本的設計方針を妥当であると判断したことが認められる。
そうするとナトリウム漏えい時の床ライナの温度上昇のために、床ライナの漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという機能が損なわれるという場合、たとえば、床ライナの温度が床ライナの融点を超えた場合や、床ライナが熱膨張して壁面と干渉し又は局所的なひずみが発生して床ライナに損傷が生じる場合には、床ライナにより漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという設計の妥当性が失われる可能性がある。
この点については、本件ナトリウム漏えい事故及びその後に得られた知見が関連するので、後記（第九章第二）に別項を設けて判断する。
（六）　「蒸気発生器伝熱管破損事故」について


原告らは、「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価の解析条件について、①初期スパイク圧の設計基準リーク（前提事象として伝熱管一本が瞬時に両端完全破断することを仮定する）、準定常圧の設計基準リーク（伝熱管四本が同時に両端完全破断する水リーク率を想定する）は、いずれも恣意的で合理性がない、②主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断を想定していないのは不合理である旨主張し、本件原子炉施設において「蒸気発生器伝熱管破損事故」が発生した場合には、炉心にまで影響が及び、炉心溶融事故となる可能性がある旨主張する。この点についての当裁判所の判断は、原告らの主張が多岐にわたるので、蒸気発生器の安全設計に関する原告らの主張に対する判断と併せて、後記（第九章第一）において別項を設けて判断する。
４　「技術的には起こるとは考えられない事象」について
（一）　事象の起こる具体的可能性について
（１）　原告らは、反応度事故に基づく「炉心崩壊事故」は現実的に起こり得るものであって、「技術的には起こるとは考えられない事象」ではない旨主張し、その根拠として、①本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、即発中性子の寿命が短く、かつ遅発中性子の割合が少ないため、異常な反応度が投入された場合には容易に燃料が溶融すること、②ボイド反応度が正であること、③炉心内の燃料が反応度を昀も高くするように配置されておらず、炉心内には臨界になり得る量の数倍ないし十数倍の核分裂性物質が燃料として装荷されているため、炉心の変形等によって正の反応度が投入されること、④炉心の発熱密度が高いことを挙げる。しかし、①については、前記（２、（二）、（２））のとおり、本件原子炉施設において即発中性子の寿命が軽水炉のそれと比べて短く、また、遅発中性子の割合が軽水炉のそれと比べて少ないことは、本件原子炉施設の安定した制御に当たって問題となるものではない。
②についても、前記（２、（二）、（１））のとおり、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰しボイドが生じることは想定し難いから、これにより反応度事故が発生することは想定し難い。
③、④については、本件原子炉施設の炉心には、原子炉の運転を維持するため、昀小臨界量を超えた燃料が装荷されており、プルトニウムは、高速中性子に対する核分裂断面積（核分裂を起こす確率）が熱中性子に対するそれと比べて小さいため、本件原子炉においては、プルトニウム富化度の高い燃料を用いると共に、炉心燃料要素の配列を密にして核分裂連鎖反応を効率的に起こさせるようになっていることは当事者間に争いがない。したがって、本件原子炉施設は、同規模の出力の軽水炉と比べると、炉心に装荷される核分裂性物質が多く、また、発熱密度（炉心の単位体積当たりの発熱量）も大きい。しかし、前記（一、２、（２）、（４）及び三、２、（二）、（１））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設において、炉心燃料集合体の変形による反応度投入を防止する対策が取られていること、冷却材ナトリウムは、軽水に比べ冷却能力に優れている上、冷却材は炉心に安定して供給され、発熱量に応じた流量が確保されることを確認しているから、本件原子炉施設において、燃料の配置、燃料の装荷量及び発熱密度の点から反応度事故が発生する具体的可能性があるとはいえない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」について原告らは、停電によるポンプ停止時に制御棒挿入装置が故障する可能性があるから、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」は現実に起こり得るものであって、「技術的には起こるとは考えられない事象」ではない旨主張する。この点、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」は、外部電源の喪失に伴う一次冷却材流量の減少と、緊急停止の失敗とを重ね合わせた事象であるから、個別に検討する。
（イ）　外部電源の喪失に伴う一次冷却材流量の減少について乙一六・八―一―七頁、三九頁、四七頁、四八頁、八―四―六頁、七頁、一〇―二―一二頁、一九頁、二〇頁によれば、本件安全審査においては、外部電源の喪失に備えて、本件原子炉施設の非常用所内電源設備は、必要な容量を持つディーゼル発電機三台、蓄電池三組が各々独立した部屋に収納され、かつ、独立分離した非常用母線に接続されていること、外部電源喪失時に、ディーゼル発電機三台のうち一台が起動に失敗すると仮定したとしても、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えることなく原子炉を停止して冷却できること、一次主冷却系循環ポンプは、それ自体の構造として、万一、主モータの駆動電源が喪失した場合であっても、冷却材流量が急激に減少することのないようポンプの回転慣性が設定されている上、非常用電源で駆動されるポニーモータがこれを引き継ぎ、一定の炉心部流量を確保する設計とされていることを確認していることが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、外部電源が万一喪失した場合においても、一次冷却材流量の減少により、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えるような事態に陥ることは想定し難いから、原告らのこの点に
ついての
主張は理由がない。
（ロ）　緊急停止の失敗について


前記（２、（七）、（１））に加え、乙一六・八―九―一六頁、二五頁、二六頁、四二頁、八―一―一九頁、二三頁、二五頁、五二ないし五四頁、六一ないし六三頁、八―三―一八頁によれば、本件安全審査においては、仮に外部電源喪失その他の理由により一次冷却材の流量が減少した場合、本件原子炉施設の安全保護系は、中性子束及び一次冷却材流量、原子炉容器ナトリウム液位等の異常状態から多様な原子炉緊急停止信号が発せられること、本件原子炉の緊急停止を行う安全保護系及び原子炉停止系は、地震時の荷重に対しても十分な強度を有するように設計されること、安全保護系については、それを構成する回路等に、同じ機能を有するものを二つ以上設け（多重性）、かつ、右の回路等が、同時に故障することがないように独立性が確保されるように考慮した対策が講じられるから、安全保護系を構成する右の回路等の一つが故障した場合にも、その安全機能は確実に維持され、原子炉停止系に原子炉トリップ信号を発することができること、原子炉停山系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、いずれも本件原子炉の緊急停止時に作動して炉心へ制御棒が挿入されるが、このうちいずれか一方の原子炉停止系が作動しさえずれば本件原子炉を確実に停止することができる構造となっていること、安全保護系及び原子炉停止系は、いずれも外部電源が喪失した場合にも制御棒を自動的に炉心に挿入して原子炉を停止できるように、いわゆるフェイルセイフ機能を持たせる設計となっていること、本件原子炉施設の安全保護系及び原子炉停止系は、想定されるいかなる地震力に対してもその機能が保持できるように耐震設計が講じられることが確認されたことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、外部電源が万一喪失した場合においても、緊急停止に失敗するような事態に陥ることは想定し難いから、この点についての原告らの主張は理由がない。
（３）　原告らは、本件原子炉施設においては、軽水炉において考慮されている制御棒の抜け出し事故や冷却材喪失事故と同様の事故の発生によって、「炉心崩壊事故」が発生する旨主張する。
しかし、制御棒が原子炉の運転中に何らかの原因で抜け出すことについては、弁
論の全趣旨によれば、ＰＷＲにお
いては、その炉内の圧力が約一六〇気圧という高い圧力であるため、圧力による制御棒の飛び出しを考慮する必要があることが認められるが、乙一六・八―四―一四頁によれば本件原子炉施設の場合には、その炉内の圧力が原子炉容器入口で約八キログラム毎平方センチメートル、同出口で約一キログラム毎平方センチメートルと低圧であることが認められるから、右のような事態が発生することは想定し難い。また、冷却材の喪失については、乙一六・八―一―七一頁、八―七―一〇頁及び乙ホ一の一（証人Ｐ６調書一）四四丁表ないし四五丁表によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次主冷却系の機器及び配管は、原則として、原子炉容器出口ノズルの上端より上方に適切な余裕をもって昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）より上方に定めた基準高さ（システム・レベル）以上に配置することとし、また、右システム・レベル以下に配置する機器又は配管についてはガードベッセルの中に配置し、さらに、右ガードベッセルの上端の縁の高さはシステム・レベル以上になるようにし、かつ、ガードベッセルの空間容積は原子炉容器内ナトリウム液位をエマージェンシ・レベル以上に保持できるように定めるものとしており、このような一連の対策から、仮に原子炉冷却材バウンダリから冷却材が漏えいした場合も、漏えいしたナトリウムはガードベッセルによって保持され、炉心の冷却に必要な原子炉容器内のナトリウム液位は保持されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、本件原子炉施設においては、炉心冷却に支障を来すような冷却材喪失事故が発生することは想定し難い。
したがって、制御棒の抜け出し事故や冷却材喪失事故を解析評価していないことに不合理な点はないというべきであり、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　このようにみると、「技術的には起こるとは考えられない事象」が本件原子炉施設において実際に起こる具体的可能性があるとは認められないというべきであるから、その解析評価の妥当性やその他の原告らの主張する点について判断するまでもなく、「技術的には起こるとは考えられない事象」に関して、本件原子炉施設に原告らの生命、身体を侵害する具体的可能性があるとはいえないことになる。
しかし、念のために、以下、他の原告らの主張につ
いても判断を示すこととする。
（二）　解析評価における解析条件等について
（１）　原告らは、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は既にその誤りが明らかとなったＷＡＳＨ―一四〇〇（ラスムッセン報告）等確率論的安全評価に基づいてされたものであるから、不当である旨主張する。しかし、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は右の考え方を参考にしているものの、その評価値等に依拠していると認めるに足りる証拠はないから、原告らの主張はその前提を欠く。
（２）　原告らは、「炉心崩壊事故」は現時点では十分解明されていないとし、また、事象選定基準が不明確であるとして、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、昀悪の事態を想定して行うべきであるのに、これを想定していないのは不合理である旨主張する。
しかし、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価と同様、事故防止対策に係る安全設計の妥当性を別の側面から確認するものであり、「事故」を超える範囲において当該原子炉施設の放射性物質の放散が適切に抑制されるか否かを確認すためにされる（そして、右確認の結果、各種の安全機能がどのように働くかも付随的に明らかにされる。）ものである。したがって、起因事象の選定においては、右解析の目的に照らし、代表的な具体的事象を適切に想定すれば足りるというべきであるから、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価で想定する範囲を大幅に超えて、右評価目的を損ねるような事象を想定する必要はないと解される。したがって、原告らの主張するようにただ「昀悪の事態」を想定しなればならないものではない。