実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

一次冷却系統に係る設備及びその附属設備

反応度制御系統（設置許可基準規則第2条第2項第27号に規定する反応度制御系統をいう。以下同じ。）に係る設備及びそれらの附属設備

安全保護装置（運転時の異常な過渡変化が発生する場合、地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合及び一次冷却材喪失その他の設計基準事故時に原子炉停止系統を自動的に作動させ、かつ、発電用原子炉内の燃料体の破損又は発電用原子炉の炉心（以下単に「炉心」という。）の損傷による多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に、工学的安全施設を自動的に作動させる装置をいう。以下同じ。）、非常用炉心冷却設備（原子炉圧力容器内において発生した熱を通常運転時において除去する発電用原子炉施設が設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間にその機能を失った場合に原子炉圧力容器内において発生した熱を除去する設備をいう。以下同じ。）その他非常時に発電用原子炉の安全性を確保するために必要な設備及びそれらの附属設備

原子炉格納容器及びその隔離弁

非常用電源設備及びその附属設備

設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、発電用原子炉を安全に停止するため又は発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な設備であって、その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器（放射線管理施設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトにあっては、原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る。）

蒸気タービンを駆動させることを主たる目的とする流体（蒸気及び給水をいう。）が循環する回路に係る設備に属する機器であって、クラス１機器（クラス１容器、クラス１管、クラス１ポンプ又はクラス１弁をいう。以下同じ。）の下流側に位置する蒸気系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの及びクラス１機器の上流側に位置する給水系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの

イ及びロに掲げる機器以外の機器であって、原子炉格納容器の貫通部から内側隔離弁又は外側隔離弁までのもの

逃がし安全弁作動時の状態（積雪時及び暴風時を除く。）

原子炉格納容器耐圧試験時の状態（積雪時及び暴風時を除く。）

運転状態Ｉにおける積雪時の状態（暴風時を除く。）

発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。

安全施設（設置許可基準規則第2条第2項第8号に規定する安全施設をいう。以下同じ。）には、不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし、次に掲げる場合は、この限りでない。

避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。

水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては、水素の燃焼が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう施設すること。

放射線分解により発生し、蓄積した水素の急速な燃焼によって、発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には、水素の蓄積を防止する措置を講ずること。

火災と同時に発生すると想定される自然現象により、その機能が損なわれることがないこと。

消火設備にあっては、その損壊、誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性が損なわれることがないこと。

クラス１機器又はクラス１支持構造物が、その使用される圧力、温度、水質、放射線、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分（使用中の応力その他の使用条件に対する適切な耐食性を含む。）を有すること。

クラス１容器に使用する材料にあっては、当該容器が使用される圧力、温度、放射線、荷重その他の使用条件に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

クラス１機器（クラス１容器を除く。）又はクラス１支持構造物（クラス１管及びクラス１弁を支持するものを除く。）に使用する材料にあっては、当該機器又は当該支持構造物の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

クラス１機器又はクラス１支持構造物（棒及びボルトに限る。）に使用する材料にあっては、有害な欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

クラス２機器又はクラス２支持構造物が、その使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。

クラス２機器に使用する材料にあっては、当該機器の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

クラス２機器に属する鋳造品にあっては、有害な欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

クラス３機器が、その使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。

工学的安全施設に属するクラス３機器に使用する材料にあっては、当該機器の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造物が、その使用される圧力、温度、湿度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。

原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造物の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

コンクリートにあっては、当該原子炉格納容器が使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な圧縮強度を有すること。

コンクリートにあっては、有害な膨張及び鉄筋腐食を起こさないよう、長期の耐久性を有すること。

コンクリート部に強度部材として使用する鉄筋並びに緊張材及び定着具（以下「鉄筋等」という。）にあっては、当該原子炉格納容器が使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度、化学的成分及び形状寸法を有すること。

鋼製内張り部等に使用する材料にあっては、前号イ及びロの規定に準ずること。

クラス１機器にあっては、最高使用圧力、最高使用温度及び機械的荷重が負荷されている状態（以下「設計上定める条件」という。）において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

クラス１支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、全体的な変形を弾性域に抑えること。

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。）、クラス１管、クラス１弁及びクラス１支持構造物にあっては、運転状態ＩＩＩにおいて、全体的な塑性変形が生じないこと。ただし、構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りでない。

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。）、クラス１管及びクラス１支持構造物にあっては、運転状態ＩＶにおいて、延性破断に至る塑性変形が生じないこと。

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具、オメガシールその他のシールを除く。）にあっては、試験状態において、全体的な塑性変形が生じないこと。ただし、構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りでない。

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具を除く。）、クラス１管、クラス１弁（弁箱に限る。）及びクラス１支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、進行性変形が生じないこと。

クラス１容器、クラス１管、クラス１弁（弁箱に限る。）及びクラス１支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、疲労破壊が生じないこと。

クラス１容器（胴、鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限る。）にあっては、運転状態Ｉ、運転状態ＩＩ、運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶ並びに試験状態において、座屈が生じないこと。

クラス１管にあっては、設計上定める条件において、座屈が生じないこと。

クラス１支持構造物にあっては、運転状態Ｉ、運転状態ＩＩ、運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶにおいて、座屈が生じないこと。

ロ、ハ、ニ、ヘ、ト及びヌにかかわらず、クラス１支持構造物であって、クラス１容器に溶接により取り付けられ、その損壊により、クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては、クラス１容器の規定に準ずること。

クラス２機器にあっては、設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

クラス２機器に属する伸縮継手にあっては、設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において、疲労破壊が生じないこと。

クラス２管（伸縮継手を除く。）にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、疲労破壊が生じないこと。

クラス２容器及びクラス２管にあっては、設計上定める条件において、座屈が生じないこと。

クラス２支持構造物であって、クラス２機器に溶接により取り付けられ、その損壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、延性破断及び座屈が生じないこと。

設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

クラス３機器に属する伸縮継手にあっては、設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において、疲労破壊が生じないこと。

設計上定める条件において、座屈が生じないこと。

原子炉格納容器（ロに掲げる部分を除く。）にあっては、設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分にあっては、第8号イ、ハ、ニ及びホのクラス１容器の規定を準用する。

原子炉格納容器支持構造物にあっては、第8号ロ、ハ及びニのクラス１支持構造物の規定を準用する。

原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、進行性変形による破壊が生じないこと。

原子炉格納容器の伸縮継手にあっては、設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において、疲労破壊が生じないこと。

原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、疲労破壊が生じないこと。

原子炉格納容器にあっては、設計上定める条件並びに運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶにおいて、座屈が生じないこと。

原子炉格納容器支持構造物にあっては、運転状態Ｉ、運転状態ＩＩ、運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶにおいて、座屈が生じないこと。

コンクリートにあっては、荷重状態Ｉ、荷重状態ＩＩ及び荷重状態ＩＩＩにおいて圧縮破壊が生じず、かつ、荷重状態ＩＶにおいてコンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至る圧縮破壊が生じないこと。

鉄筋等にあっては、荷重状態Ｉ、荷重状態ＩＩ及び荷重状態ＩＩＩにおいて降伏せず、かつ、荷重状態ＩＶにおいて破断に至るひずみが生じないこと。

コンクリート部にあっては、荷重状態Ｉ、荷重状態ＩＩ及び荷重状態ＩＩＩにおいてせん断破壊が生じず、かつ、荷重状態ＩＶにおいてコンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至るせん断破壊が生じないこと。

ライナプレート（貫通部スリーブが取り付く部分を除く。）にあっては、荷重状態Ｉ及び荷重状態ＩＩにおいて著しい残留ひずみが生じず、かつ、荷重状態ＩＩＩ及び荷重状態ＩＶにおいて破断に至らないこと。

ライナプレート（貫通部スリーブが取り付く部分を除く。）にあっては、ニの規定によるほか、第12号ヘの原子炉格納容器の規定を準用する。

ライナプレート（貫通部スリーブが取り付く部分に限る。）、貫通部スリーブ及び定着金具（ライナプレートに取り付ける定着金具であって、全ての荷重状態において全体的な変形を弾性域に抑えることができるものを除く。）にあっては、第12号ハ、ニ、ヘ及びチの原子炉格納容器支持構造物の規定を準用する。この場合において、第12号中「運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩ」とあるのは「荷重状態Ｉ及び荷重状態ＩＩ」と、「運転状態Ｉ、運転状態ＩＩ、運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶ」とあるのは「荷重状態Ｉ、荷重状態ＩＩ、荷重状態ＩＩＩ及び荷重状態ＩＶ」と読み替えるものとする。

ナックルにあっては、第12号ロ、ニ及びヘの原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分の規定を準用する。

設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

運転状態ＩＩＩにおいて、全体的な塑性変形が生じないこと。ただし、構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りでない。

運転状態ＩＶにおいて、延性破断に至る塑性変形が生じないこと。

炉心支持構造物にあっては、運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、進行性変形による破壊が生じないこと。

運転状態Ｉ及び運転状態ＩＩにおいて、疲労破壊が生じないこと。

運転状態Ｉ、運転状態ＩＩ、運転状態ＩＩＩ及び運転状態ＩＶにおいて、座屈が生じないこと。

不連続で特異な形状でないものであること。

溶接による割れが生ずるおそれがなく、かつ、健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

適切な強度を有するものであること。

機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法、溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。

クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては、第17条第1号の規定に準ずること。

クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては、第17条第2号の規定に準ずること。

背圧の影響によりその作動に支障を生ずることを防止するためベローズが設けられた安全弁（第7号において「ベローズ付き安全弁」という。）を適当な箇所に二個以上設けること。

安全弁の容量の合計は、当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより、当該原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上であること。ただし、安全弁以外の過圧防止効果を有する装置を有するものにあっては、当該装置の過圧防止能力に相当する値を減ずることができる。

安全弁を適当な箇所に二個以上設けること。

安全弁の容量の合計は、当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより、当該蒸気発生器の過圧防止に必要な容量以上であること。

安全弁は、吹出し圧力を下回った後に、速やかに吹き止まること。

クラス１管にあっては、ベローズ付き安全弁を減圧弁の低圧側にこれに接近して二個以上設けること。

イに掲げる管以外の管にあっては、安全弁等を減圧弁の低圧側にこれに接近して一個以上設けること。

安全弁等の容量の合計は、当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより、減圧弁が全開したとき管の低圧側の部分及びこれに接続する設計基準対象施設に属する容器、管、ポンプ若しくは弁の過圧防止に必要な容量以上であること。

安全弁は、吹出し圧力を下回った後に、速やかに吹き止まること。

破壊板の吹出し圧力は、当該容器の最高使用圧力以下の圧力であること。

破壊板の破壊により安全弁等の機能を損なわないようにすること。

破壊板は、安全弁等の作動を妨げないように低圧で破壊するものであること。

破壊板の吹出し圧力に安全弁等の吹出し圧力を加えた圧力が、過圧防止に必要な吹出し圧力より小さくなること。

破壊板を支持する構造は、流体が排出する場合の通過面積が安全弁等の出口の面積以上となるものであること。

破壊板の破壊により吹出し管の機能を損なわないようにすること。

クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては、第17条第1号の規定に準ずること。

原子炉格納容器、クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては、第17条第2号の規定に準ずること。

放射性物質を含む水があふれ、又は漏れない構造であること。

使用済燃料その他高放射性の燃料体の放射線を遮蔽するために必要な量の水があること。

使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある場合は、これを防止すること。

燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないこと。

使用済燃料が内包する放射性物質を閉じ込めることができ、かつ、その機能を適切に監視できること。

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すること。

使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。

キャスク本体その他のキャスクを構成する部材は、使用される温度、放射線、荷重その他の条件に対し、適切な材料及び構造であること。

放射性物質及び不純物の濃度

原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に想定される最大の圧力及び最高の温度に耐えること。

原子炉格納容器に開口部を設ける場合には気密性を確保すること。

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は、想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件に応じて漏えい試験ができること。

原子炉格納容器に取り付ける管であって原子炉格納容器を貫通するものには、当該貫通箇所の内側及び外側であって近接した箇所に一個の隔離弁を施設すること。

イの規定にかかわらず、次に掲げるところにより隔離弁を施設することをもって、イの規定による隔離弁の設置に代えることができる。

イ及びロの規定にかかわらず、次の場合には隔離弁を設けることを要しない。

隔離弁は、閉止後において駆動動力源が喪失した場合においても隔離機能が失われないこと。

隔離弁は、想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件に応じて漏えい試験ができること。

格納容器熱除去設備は、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに冷却材中の異物の影響の想定される最も厳しい条件下においても、正常に機能すること。

格納容器熱除去設備は、その能力を確認するため、発電用原子炉の運転中に試験ができること。

発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。

重大事故等対処施設には、不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし、次に掲げる場合は、この限りでない。

避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。

水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては、水素の燃焼が起きた場合においても重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう施設すること。

放射線分解により発生し、蓄積した水素の急速な燃焼によって、重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがある場合には、水素の蓄積を防止する措置を講ずること。

重大事故等クラス１機器又は重大事故等クラス１支持構造物が、その使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。

重大事故等クラス１機器に使用する材料にあっては、当該機器の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

重大事故等クラス１機器に属する鋳造品にあっては、有害な欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

重大事故等クラス２機器又は重大事故等クラス２支持構造物が、その使用される圧力、温度、荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。

重大事故等クラス２機器に使用する材料にあっては、当該機器の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。

重大事故等クラス２機器に属する鋳造品にあっては、有害な欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

重大事故等クラス１機器にあっては、設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

重大事故等クラス１機器に属する伸縮継手にあっては、設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において、疲労破壊が生じないこと。

重大事故等クラス１管（伸縮継手を除く。）にあっては、設計上定める条件において、疲労破壊が生じないこと。

重大事故等クラス１容器及び重大事故等クラス１管にあっては、設計上定める条件において、座屈が生じないこと。

重大事故等クラス１支持構造物であって、重大事故等クラス１機器に溶接により取り付けられ、その損壊により重大事故等クラス１機器に損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては、設計上定める条件において、延性破断及び座屈が生じないこと。

重大事故等クラス２機器にあっては、設計上定める条件において、全体的な変形を弾性域に抑えること。

重大事故等クラス２機器に属する伸縮継手にあっては、設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において、疲労破壊が生じないこと。

重大事故等クラス２管（伸縮継手を除く。）にあっては、設計上定める条件において、疲労破壊が生じないこと。

重大事故等クラス２容器及び重大事故等クラス２管にあっては、設計上定める条件において、座屈が生じないこと。

重大事故等クラス２支持構造物であって、重大事故等クラス２機器に溶接により取り付けられ、その損壊により重大事故等クラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては、設計上定める条件において、延性破断及び座屈が生じないこと。

不連続で特異な形状でないものであること。

溶接による割れが生ずるおそれがなく、かつ、健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

適切な強度を有するものであること。

機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法、溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。