資料3-2　アクションプラン項目別記載案（安全性と安全研究）

9. 安全性と安全研究

9.1安全法令規制
●安全規制法令予備検討（特、産、J、N、大）（20-26）
原型炉プラントの安全上の特徴を整理し、原型炉に要求される安全要求基準と安全設計ガイドラインを整備する。検討にあたっては、既存の規制や設計基準を参考にしつつ、核融合固有の安全性を考慮して合理的なものとする。規制と許認可手続きのあり方についても予備検討を行う。さらに、原型炉の安全性への社会的受容性についても判断を行う。

●安全規制法令　法規制方針（特、産、J、N、大）（27-31）
予備検討の結果を受け、原型炉建設の許認可申請に向けた法規制方針を策定する。（確認：設置許可の取得行為は、本アクションプランの範囲外と考えるのか？）

9.2工学安全課題の整理
●機器故障のシナリオの確立（特、J、I、JT-60、LHD）（15-26）
●プラズマによる炉内機器への影響評価（特、J、I、JT-60、LHD）（15-26）
機器故障のシナリオを確立し、炉内機器への影響を評価する。故障シナリオの検討にあたっては、ITER、JT-60、LHD等における研究開発や実機プラズマ環境下での実績を反映する。また、プラズマによる炉内機器への影響をコードの開発等により評価する。なお、研究にあたっては、並行して実施される材料開発との連携を図るものとする。

●原型炉プラントの安全上の特徴の整理（特、産、J、N、大）（15-26）
重要な事故シーケンスの解明や、事故進展の防止・緩和のための安全設計ガイドラインを確立し、安全規制方針を策定すべく原型炉プラントの安全上の特徴を整理する。既存コードによる安全性評価等に基づき、安全性確保の方針案を中間C&Rまでに策定し、以後、当該方針に沿った詳細な安全性解析・評価を実施する。この検討結果は、9.1の安全法令規制の検討に徐々に移行する。（コメント：この項目は9.1に移した方がわかりやすい。）

9.3安全性解析・評価
●プラズマによる炉内機器への影響評価コードの開発（特、J、産、N、大）（21-35）
プラズマによる炉内機器への影響を評価するコードを開発し、コードの検証やITER/DT実験の予測解析を行う（21-26）。さらにITER実験からのフィードバックによりコードの妥当性を確認し、改良や高度化を図る。

●安全性評価コードの開発（特、J、産、N、大）（15-31）
●V&V実験（特、J、産、N、大）（17-31）
原型炉プラントの安全性の特徴を踏まえ、開発すべき安全性評価コードを明確にし、その開発計画を明らかにする。開発したコードを、ITER等の実験データによりV&Vを行う。
（確認：許認可に使用する安全性の評価上のコード開発にあたって、C&R体制の確立が必要ではないか。）

●原型炉プラントの安全性評価（特）（27-31）
●プラズマ制御と炉内機器健全性の確保方針（特）（27-31）
●安全性確保の方針と整合する設計条件（特）（27-31）
原型炉の工学設計が進捗することで生じる、安全性、プラズマ制御性、炉内機器の健全性、トリチウム等への影響を評価し、安全性確保の方針と整合したプラント設計条件を確定させる。

9.4環境トリチウムの挙動評価
●定常時および異常時の環境への放出量の評価と制御（特）（27-35）
トリチウムについては定常時および異常時の環境への放出量を評価し、その制御に資する評価を行う。

●安全性確保方針の確立（特）（27-31）
ITERのDTフェーズの実績も反映し、原型炉における安全性確保方針を最終的に確立する。