発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令

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（通常運転時に反応度を調整する系統をいう。以下同じ。）及び原子炉停止系統（未臨界に移行し、未臨界を維持するために原子炉を停止する系統をいう。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生じる場合、地震の発生等により原子炉の運転に支障が生じる場合、及び一次冷却材喪失等の事故時に原子炉停止系統を自動的に作動させ、かつ、原子炉内の燃料の破損等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施設がその機能を失つ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。）その他非常時に原子炉の安全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

原子炉を安全に停止するため又は非常時に安全を確保するために必要な設備であつて、その故障、損壊等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（放射線管理設備に属するダクトにあつては、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。）。

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つて、クラス１機器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つて、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じること。

ケーブル、原子炉制御室その他原子炉の附属設備にあつては、可燃性物質の量等に応じて、不燃材料又は難燃材料を使用すること。

落雷その他の自然現象による火災発生を防止するための避雷設備等を施設すること。

水素の供給設備等にあつては、水素の燃焼が起きた場合においても原子炉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つて、原子炉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じること。

早期に消火を行える検出設備及び消火設備を施設すること。

イに定める検出設備及び消火設備は、火災と同時に発生すると想定される自然現象により、その能力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、荷重等の条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分（使用中の応力等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つては、当該容器が使用される圧力、温度、放射線、荷重等の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等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つては、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等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つては、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、荷重等の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つては、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等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つては、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、荷重等の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つては、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等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、荷重等の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等により確認したものであること。

コンクリートにあつては、当該原子炉格納容器が使用される圧力、温度、荷重等の条件に対して適切な圧縮強度を有すること。

コンクリートにあつては、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。）にあつては、当該原子炉格納容器が使用される圧力、温度、荷重等の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つては、前号イ及びロの規定に準ずること。

クラス１機器にあつては、最高使用温度、最高使用圧力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支持構造物にあつては、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（オメガシール等を除く。）、クラス１管、クラス１弁及びクラス１支持構造物にあつては、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はない。

クラス１容器（オメガシール等を除く。）、クラス１管及びクラス１支持構造物にあつては、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、オメガシール等を除く。）にあつては、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（ボルト等を除く。）、クラス１管、クラス１弁（弁箱に限る。）及びクラス１支持構造物にあつては、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支持構造物にあつては、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、鏡板等に限る。）にあつては、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管にあつては、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支持構造物にあつては、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支持構造物であつて、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のあるものにあつては、クラス１容器の規定に準ずること。

クラス２機器にあつては、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つては、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。）にあつては、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管にあつては、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支持構造物であつて、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のあるものにあつては、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つては、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。）にあつては、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じる部分及び特殊な形状の部分にあつては、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つては、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じ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つては、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つては、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じ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つては、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つては、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つては、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。

コンクリートにあつては、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。

鉄筋等にあつては、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つては、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。）にあつては、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。）にあつては、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つて、すべ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。）にあつては、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。

ナックルにあつては、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じ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はない。

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つては、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。

機械試験等により適切な溶接施工法等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つては、第9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つては、第9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つては、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、吹出し圧力を下回つた後に、速やかに吹き止まること。

クラス１管にあつては、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つては、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機器の過圧防止に必要な容量以上であること。

安全弁は、吹出し圧力を下回つた後に、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に支障を及ぼさ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。

破壊板の支持機構は、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に支障を及ぼさ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つては、第9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つては、第9条第2号の規定に準ずること。

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

水があふれ、又は漏れるおそれがない構造であること。

燃料の放射線を遮へいするために必要な量の水があること。

燃料の被覆が著しく腐しよくするおそれがある場合は、これを防止すること。

水の漏えい及び水槽の水温の異常を検知できること。

燃料取扱い中に想定される燃料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へい能力を有すること。

使用済燃料の被覆の著しい腐食又は変形を防止できること。

キャスク本体等は、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。

一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊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等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つ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つて近接した箇所に一個の隔離弁を施設すること。

前イにかかわらず、次によることができる。

前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で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等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に、原子炉の運転中に試験ができること。