2021 年 11 月 5 日
原子力エネルギー協議会
SA 設備のうちクラス２機器 ISI が困難または合理的でないものについて
令和 3 年 4 月 14 日の原子力規制委員会で了承された、審査実績を踏まえた規制基準等の記載の具体化・表現の改善に関する令和３年度の実施計画の中に、「重大事故等クラス１機器及び重大事故等クラス２機器の供用期間中検査は、クラス２機器の規定に準ずることを明確にする。」とある。一方で SA 設備の中には、クラス２機器 ISI が困難または不合理となるものが存在する。そこで、規制基準等の記載の具体化・表現の改善に向けて、再稼働後のプラントにおける SA 設備の ISI の実態を踏まえた上で、クラス２機器 ISI が困難または不合理となる設備について、その理由及び検査代替案を以下にまとめた。（詳細は、別紙のとおり）①換気空調系統・・・別紙１【理由】
中央制御室換気空調系ダクト等は使用時の圧力が微圧であり、漏えいの検出が困難であることから、技術基準規則第 58 条第 2 項のただし書による「他の方法」により著しい漏えいがないことを確認する必要がある。そのため、島根２号機中央制御室空調換気系ダクト腐食事象を踏まえ、代表箇所の内視点検または外観点検（保温材を取外した状態）を行い、ダクト表面に機能・性能に影響を及ぼす異常のないことを確認することで、当該ダクトから著しい漏えいがないことを確認することとする。
【検査代替案】
外気の取込みに伴う水分・塩分の影響による内面腐食の影響が最も懸念される外気取入口の最下部等の代表箇所の内視点検または外観点検（保温材を取外した状態）とする。

②原子炉格納容器・・・別紙２【理由】
・原子炉格納容器の通常運転圧力は大気圧程度であり、運転温度も低いことから、通常運転中に大きな圧力は発生せず、原子炉格納容器本体にき裂が発生する可能性は極めて低いと考えられることから、原子炉格納容器全体に対して非破壊検査、漏えい試験を実施することは不合理である。原子炉格納容器に対してはクラス MC としての検査が最も有効であり、同検査にて SA 設備としての健全性も確認することが望ましい。
【検査代替案】
・鋼製 CV については維持規格 IE 項に基づくクラス MC の検査を実施。
・PCCV については、PCCVISI（目視検査（コンクリ、ライナプレート、緊張材定着部）、緊張力確認、防錆材検査）及び維持規格 IE 項に基づくクラス MC の検査（ボルト）を実施。

1

③フィルタベント系統・・・別紙３【理由】
格納容器フィルタベント系統は，放出側は開放端となっており，配管内に液体を内包しない系統である。また，フィルタ装置下流側には系統内の窒素環境保持のためのラプチャディスクが設置されているものの，止め弁としての機能ではなく，ベント時の流路を妨げないよう設計（設計破裂圧力を系統圧力より十分に低い圧力に設定している。）されていることから，最終止め弁以降を開放端と整理し，維持規格における試験免除規定を適用する。
ただし，湿式のフィルタ装置を採用している場合は，当該フィルタ装置（容器）においてのみ液体（薬液）を内包していることから，「容器」に対する非破壊試験を実施する必要がある。
【検査代替案】
開放端から最終止め弁を除いた「原子炉格納容器出口弁 ～最終止め弁まで」を非破壊試験の範囲と整理する。
なお，試験免除範囲であっても，湿式のフィルタ装置を採用している場合は，液体（薬液）を内包していることから，「容器」に対する非破壊試験の対象とする。
「原子炉格納容器出口弁～最終止め弁まで」を漏えい試験の範囲と整理する④他法令に基づく検査を実施するもの・・・別紙４（１）窒素／空気ボンベ（SA クラス 3 設備）【理由】
窒素または空気ボンベは、高圧ガス保安法第 48 条第 1 項第 5 号の規定に基づき、容器検査受検後、一定の期間を経過した容器（ボンベ）に高圧ガスを再充てんする際、容器再検査として耐圧試験を受ける必要があり、同様の検査を SA-ISI でも実施することは不合理。
【検査代替案】
窒素または空気ボンベは、高圧ガス保安法に基づき耐圧試験を受検した場合においては、維持規格における漏えい検査と同等の設備健全性を確認していることから SA-ISI の対象外とする。
（２）タンクローリー（SA クラス 3 設備）【理由】
タンクローリーは消防法における移動タンク貯蔵所であり、危険物の規制に関する規則第 62 条の 5 の 4 の規定に基づき、５年に１度の漏れ点検を行っており、同様の検査を SA-ISI でも実施することは不合理。
【検査代替案】
タンクローリーは、消防法（危険物の規制に関する規則）に基づく漏れ点検を実施しており、維持規格における漏えい検査と同等の設備健全性を確認していることから SA-ISI の対象外とする。

2

⑤試験時に SA 使用圧を負荷することが困難なもの・・・別紙５【理由】
・SA クラス２機器の漏えい試験は、SA 使用時の圧力で実施することになるが、既設設備においては、SA 使用圧が DB、ノンクラス、火力基準の設計圧力を上回る等の理由から、SA 使用時の圧力を負荷することが困難な機器がある。この場合に、設備へ過剰な圧力をかけることは設備の健全性維持の観点から不合理であり、代替手法での検査実施が望ましい。
【検査代替案】
・SA 使用圧力で試験を行うことが困難である理由を各設備の検査の中で説明し、可能な限り高い圧力での漏えい試験を実施した上で、設計及び工事の計画における「強度に関する説明書」の評
価結果と合わせて評価する。

別紙１ 換気空調系統の試験方法について
別紙２ 原子炉格納容器の試験方法について
別紙３ 格納容器フィルタベント系統の試験範囲について
別紙４ 他法令に基づく検査による代替について
別紙５ SA 使用時での漏えい圧力での実施が困難な場合について
以 上

3

別紙１

換気空調系統の試験方法について
１．はじめに
中央制御室換気空調系、ECR 換気空調系、アニュラス空気浄化系等の換気空調系ダク
トは、重大事故等クラス２管となっており、重大事故等クラス２機器供用期間中検査にて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（以下、技術基準規則という）第 58 条第 2 項及びその解釈の要求より日本機械学会「発電用原子力設備 維持規格」（以下、JSME 維持規格という）に基づく漏えい検査が求められるが、当該ダクトは使用時の圧力が微圧であり、漏えいの検出が困難であるため、JSME 維持規格に基づく漏えい検査は困難である。そのため、技術基準規則の第 58 条第 2 項のただし書による「他の方法」を検討した。
２．他の方法による検査
外気の取込みに伴う水分・塩分の影響による内面腐食の影響が最も懸念される外気取入口の最下部等の代表箇所の内視点検又は外観点検（保温材を取外した状態）とする。
３．他の方法による検査方法の検討
重大事故等クラス２機器供用期間中検査においては、直接要求として技術基準規則
第56条（使用中の亀裂等による破壊の防止）、58条第2項（耐圧試験等）があり、その他、間接要求として50条第1項第一、二、三号（地震による損傷の防止）及び55条5号（構造及び強度）を非破壊試験及び漏えい試験により間接的に確認している。
（１）非破壊試験：56条（使用中の亀裂等による破壊の防止）
ａ．要求内容重大事故等クラス２管については、技術基準規則の解釈において、亀裂の解釈文書、JSME維持規格に基づく「非破壊試験」の実施が要求されている。
ｂ．検査方法当該ダクトについては、JSME維持規格上の試験免除機器＊に該当するため、非破壊試験は免除できる。
＊IC-1220 試験免除機器（JSME維持規格より抜粋）
次の機器は，IC-2500 に規定する体積試験および表面試験を免除してよい。
(3) 最高使用圧力および最高使用温度が各々圧力 2 MPa 以下，温度 95℃以下で運転される系統内の容器，管，ポンプ，弁，その他の機器および機器接続部

別紙１-1

4

（２）漏えい試験：58条第2項（漏えい試験）
ａ．要求内容重大事故等クラス２管については、技術基準規則の解釈において、設計基準対象設備と同様にJSME維持規格に基づく「漏えい試験」の実施が求められている。
ｂ．検査方法
中央制御室換気空調系ダクト等は使用時の圧力が微圧であり、漏えいの検出が困難であることから、技術基準規則第58条第2項のただし書による「他の方法」により著しい漏えいがないことを確認する必要がある。
そのため、島根２号機中央制御室空調換気系ダクト腐食事象を踏まえ、代表箇所の内視点検又は外観点検（保温材を取外した状態）を行い、ダクト表面に機能・性能に影響を及ぼす異常のないことを確認することで、当該ダクトから著しい漏えいがないことを確認することとする。
４．代表箇所点検の妥当性
以下の理由から代表点での確認は、代表性を有していること、また、点検における設備への影響も考慮し、代表箇所点検は妥当であると判断する。
＜代表性＞
・島根２号機のダクト事象については、外気の取込みに伴う水分・塩分の影響による内面腐食であり、水分・塩分の取込みによる内面腐食は、外気取入口の最下部等が最も劣化の懸念される箇所であるため、当該部の点検をすることで代表できる。
・また、外気取入口に常時通気のフィルタを設置する等、海塩粒子等の水分・塩分の侵入が抑制される場合は、系全体の劣化のリスクは抑えられており、冷水冷却コイル後等の周囲温度と最も差が大きく、最も結露が生じる可能性がある箇所の確認にて系の健全性は確認できるものと考えられる。
＜設備影響＞
・夏季等の気温の高い時期には結露が生じるため、点検を行うことで機器の健全性に悪影響を与える。
・保温材取外しに伴う狭隘部の足場設置時に、足場材落下等による制御盤の損傷の可能性がある。
・保温材取外しに伴う粉塵による制御盤への悪影響。

別紙１-25別紙２

原子炉格納容器の試験方法について
鋼製及びコンクリート製の原子炉格納容器は、重大事故等クラス１機器（特重の場合）または重大事故等クラス２機器であり、「クラス２機器相当」の設計が要求される機器である。しかしながら、DB設備としての ISI は維持規格の IE 項のクラスＭＣ容器（鋼製）に基づくＩＳＩまたは、ＰＣＣＶＩＳＩを実施し、健全性を確認してきており、SAISI としての試験方法の明確化が必要である。
１．技術基準規則の要求
原子炉格納容器に対する技術基準要求は以下
DB

SA

技術基準規則 第十八条

技術基準規則 第五十六条

使用中のクラス１，２機器，支持構造物，クラス３機器，クラス４

使用中の重大事故クラス１，２機器，支持構造物には，その破壊を管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持引き起こす亀裂その他の欠陥があってはならない。

構造物には，その破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥があってはならない。
解釈

解釈

１ 第１項に規定する「その破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥」と第56条の適用に当たっては，第18条の解釈に準ずるものとする。

は，「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈」（原規技発第1408063号（平成２６年８月６日原子力規制委員会決定）によること。

技術基準規則 第二十一条

技術基準規則 第五十八条

クラス１～３機器，クラス４管及び原子炉格納容器は，次に定めると重大事故等クラス１～３機器に属する機器は，当該機器の使用時にころによる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏おける圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏えいえいがないものでなければならない。

がないものでなければならない。ただし，他の方法により当該圧力に耐２ クラス１～３機器及びクラス４管は，通常運転時における圧力でえ，かつ，圧力を加えた場合に著しい漏えいがないことを確認できる場

漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないものでなければならない。

合は，この限りでない。

３ 原子炉格納容器は、最高使用圧力の〇・九倍に等しい気圧で気２ 重大事故等クラス１～３機器に属する機器は，当該機器の使用密試験を行ったとき、著しい漏えいがないものでなければならない。

時における圧力で漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないものでなければならない。ただし，他の方法により当該圧力に耐え，かつ，圧力を加えた場合に著しい漏えいがないことを確認できる場合は，この限りでない。

解釈

解釈

１ 第１項の規定に適合する耐圧試験は，「設計・建設規格

１ 第58条の適用にあたっては，第21条の解釈に準ずるものとする。た2005(2007)」の第１１章又は「設計・建設規格2012」の第１１章

だし，重大事故等クラス３機器に係る耐圧試験にあっては，完成品とによること。（「設計・建設規格2007技術評価書」及び「設計・建設して一般産業品の規格及び基準へ適合している場合（消防法に基づ

別紙 2-16

規格2012技術評価書」）

く技術上の規格を満たす消防車等）には，第１項の規定を満たすも２ 第２項の「漏えい試験」は，日本機械学会「発電用原子力設備のと解釈する。

規格 維持規格（2008年版）」（JSME S NA1-2008）又は日

２ 第１項及び第２項に規定する「他の方法」とは，機器の使用時に本機械学会「発電用原子力設備規格（2012年版）」（2013年追おける圧力で試験を行うことが困難と認められる場合に，評価等の方補及び2014年追補を含む。）（JSME S NA1-法を用いて実施する場合をいう。

2012/2013/2014）に亀裂解釈の「別紙６ 日本機械学会「維持規格」等の適用に当たって」の要件を付したものによること。
３ 第３項に規定する「気密試験を行ったとき、著しい漏えいがない」とは、日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC4203-2008）」（以下「「漏えい率試験規程（JEAC 42032008）」」という。）の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC 4203）」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付したものによること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書（平成２１年２月原子力安全・保安院、原子力安全基盤機構取りまとめ））

２．維持規格の規定内容
維持規格におけるクラス２機器、クラス MC 機器に対する要求は以下【非破壊試験】
クラス MC 容器（鋼製）

クラスＭＣ容器（コンクリート製）

クラス２機器維持規格 IE（クラス MC 容器

目視検査

維持規格 IC に基づく UT・PT（鋼製））に基づく VT-4

・コンクリート部

・容器の耐圧部分の溶接継手

・格納容器耐圧バウンダリ

・ライナプレート部

(C-A)

（E-A）

・緊張材定着部

・格納容器貫通部溶接継手

緊張力確認検査

（E-B）

防錆剤検査

・圧力保持用ボルト締付け部（E-G）
【漏えい試験】
クラス MC 容器

クラス２機器

原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC

漏えい試験圧力については、IC-3000 項において、運4203-2008）に基づく全体・局部漏えい率試験

転圧力以上

別紙 2-27３．原子炉格納容器に対する SAISI の試験方法について
非破壊試験、漏えい試験ともにクラス MC として実施している検査を SAISI としても実施することで、技術基準規則第 56 条、第 58 条に適合することを確認する。
４．妥当性について【非破壊試験】原子炉格納容器の通常運転圧力は大気圧程度であり、運転温度も低く、通常運転中に大きな圧力は発生しないことから、原子炉容器本体に亀裂が発生する可能性は極めて低く、維持規格のIE 項で要求される VT-4 により、原子格納容器の構造健全性あるいは気密性のいずれかに影響を与える恐れのある構造上の劣化（腐食、減肉、塗膜の劣化、ボルト・ナットの破損等）を検出することが可能である。
原子炉格納容器の構造・機能的要求はＳＡ設備としても同等であるため、維持規格の IE 項に基づく検査により、ＳＡ設備としての健全性も確認できるものと考えられる。
また、コンクリート製原子炉格納容器においては、維持規格に基づく検査が適さないことから、別途PCCVISI としてコンクリートに適した検査を実施していることから、コンクリート製原子炉格納容器のSAISI としても、DB と同検査を実施することで健全性を確認することが可能である。
【漏えい試験】
原子炉格納容器は通常運転圧力は大気圧程度であり、SA 使用圧力は重大事故等時の過大な圧力状態であることから、SA 使用時の圧力で漏えい試験を実施することは原子炉格納容器及び原子炉格納容器内の設備の健全性の観点で不合理である。
クラス MC の検査として実施している全体・局部漏えい率検査にて、原子炉格納容器に求められる漏えい量は確認できることから、SAISI としても同検査にて健全性を確認することが可能である。

別紙 2-38

別紙３

格納容器フィルタベント系統の試験範囲について

格納容器フィルタベント系統は重大事故等クラス１機器（特重の場合）または重大事故等クラス２機器であり，クラス２機器相当の機器として試験範囲を以下のとおり整理した。
なお，本系統は主に「管」，「容器」，「弁」で構成され，大気への開放端を有した系統である。
（系統概略図）フィルタ装置（乾式／湿式）

原子炉格納容器
開放端からの最終止め弁

外側隔離弁

ラプチャディスク
大気中へ

ＳＡクラス１またはＳＡクラス１またはＳＡクラス２

ＳＡクラス２（新設）（新設または既設）

１．非破壊試験の範囲
格納容器フィルタベント系統は大気への開放端を有した系統であり，試験免除規定（維持規格 IC1220）を適用し，開放端から最終止め弁を除いた「原子炉格納容器～最終止め弁まで」を非破壊試
験の範囲と整理する。
なお，試験免除範囲であっても，湿式のフィルタ装置を採用している場合は，液体（薬液）を内包していることから，「容器」に対する非破壊試験の対象とする。
【非破壊試験の範囲と試験方法】
試験範囲
原子炉格納容器～最終止め弁までフィルタベント装置（湿式の場合のみ）

試験カテゴリ※

試験方法

C-F【管】

体積試験，表面試験

C-G【弁】

表面試験

C-A【容器】

体積試験※試験カテゴリは管，弁，容器の主たる項目のみ記載。
【維持規格における免除規定】
IC-1220 試験免除機器
次の機器は，IC-2500 に規定する体積試験および表面試験を免除してよい。
(4)通常運転時に液体を内包していない系の開放端の最後の止め弁より下流側

別紙３-19【試験範囲の考え方とその妥当性】
格納容器フィルタベント系統は，放出側は開放端となっており，配管内に液体を内包しない系統である。また，フィルタ装置下流側には通常運転時における系統内の窒素環境保持のためのラプチャディ
スクが設置されているものの，止め弁としての機能ではなく，ベント時の流路を妨げないよう設計（設計破裂圧力を系統圧力より十分に低い圧力に設定している。）されていることから，最終止め弁以降を開放端と整理し，免除規定 IC-1220(4)を適用することは妥当である。
ただし，湿式のフィルタ装置を採用している場合は，当該フィルタ装置（容器）においてのみ液体（薬液）を内包していることから，「容器」に対する非破壊試験を実施する必要がある。
２．漏えい試験の範囲
漏えい試験における圧力保持範囲は，維持規格 IC-3220 において，非閉鎖系の開放端から第一止め弁までの系統は除くとされていることから，「原子炉格納容器～最終止め弁まで」を漏えい試験の範囲と整理する。
【漏えい試験の範囲と試験方法】
試験範囲

試験カテゴリ
C-H

原子炉格納容器～最終止め弁まで【すべての耐圧機器】

試験方法
漏えい試験

【維持規格における圧力保持範囲】
IC-3220（圧力保持範囲）
圧力保持範囲は，クラス２機器に属する機器のうち，次を除く全ての機器とする。
(2)非閉鎖系の開放端から第一止め弁までの系統（解説 IC-3220-1）（解説 IC-3220-1）非閉鎖系の開放端から第一止め弁までの系統
非閉鎖系の開放端から第一止め弁までの系統としては，たとえば，ストレージタンクからの吸込口，格納容器スプレイヘッダの出口側の開放端側からみた第一止め弁までがあり，配管に限らず，ピット，開放タンク等も開放端となる。
【試験範囲の考え方とその妥当性】
当該系統における漏えい試験の最終止め弁は，維持規格に基づき，非閉鎖系の開放端から第一止め弁と整理することが妥当と考える。
なお，フィルタ装置下流側には系統内の窒素環境保持のためのラプチャディスクが設置されているものの，止め弁としての機能ではなく，ベント時の流路を妨げないよう設計（設計破裂圧力を系統圧力より十分に低い圧力に設定している。）されていることから，最終止め弁以降は開放端と整理している。
また，当該ラプチャディスクは，加圧により破損の懸念があるため加圧保持範囲とすることは困難かつ適切ではない。

別紙３-210

（非破壊試験および漏えい試験範囲図）
・非破壊試験の場合

凡例

非破壊試験範囲
漏えい試験範囲

フィルタ装置（乾式／湿式）
原子炉格納容器
開放端からの外側隔離弁

最終止め弁

ラプチャディスク
※大気中へ※湿式の場合に限る。

・漏えい試験の場合

フィルタ装置（乾式／湿式）
原子炉格納容器
開放端からの外側隔離弁

最終止め弁

ラプチャディスク
大気中へ

以 上

別紙３-311

別紙４
他法令に基づく検査による代替について

１．窒素／空気ボンベ（SA クラス 3 設備）の漏えい検査(1) 検査が不合理な理由
窒素または空気ボンベは、高圧ガス保安法第 48 条第 1 項第 5 号の規定に基づき、容器検査受検後、省令で定める期間 ※１を経過した容器（ボンベ）にあっては、高圧ガスを再充てんする際、容器再検査として耐圧試験を受ける必要があり、法定検査と重複する場合がある。
※１ 一般継目なし容器の場合：5 年(2) 代替案
窒素または空気ボンベは、高圧ガスを再充てんする際、高圧ガス保安法に基づき耐圧試験※２を受検する必要があり、高圧ガスを再充てんした場合においては、耐圧試験により、維持規格における漏えい検査と同等の設備健全性を確認していることから SA-ISI の対象外とする。
※２ 試験圧力：最高充填圧力の三分の五倍

２．タンクローリー（SA クラス 3 設備）の漏えい検査(1) 検査が不合理な理由
タンクローリーは消防法における移動タンク貯蔵所であり、危険物の規制に関する規則第 62 条の5 の 4 の規定に基づき、5 年に 1 度の漏れ点検を行っており、法定点検と重複する。
(2) 代替案
タンクローリーは、消防法（危険物の規制に関する規則）に基づく漏れ点検※３を実施しており、維持規格における漏えい検査と同等の設備健全性を確認していることから SA-ISI の対象外とする。
※３ 試験圧力：安全弁作動圧力（約 20kPa）(ガス加圧法または液体加圧法）

別紙４-112別紙５
SA 使用時での漏えい圧力での実施が困難な場合について
技術基準規則の第 58 条第 2 項において、重大事故等対処設備に対する漏えい試験は、SA 設備の使用時の圧力で漏えい試験を行い著しい漏えいがないことが要求され、その解釈においては、「第 21条の解釈に準ずる」となっており、維持規格によることとなっている。また、技術基準規則第 58 条第 2項のただし書きでは、「他の方法により当該圧力を加えた場合に著しい漏えいがないことを確認できる場合は、この限りではない。」とされており、その解釈において、「「他の方法」とは、機器の使用時における圧力で試験を行うことが困難と認められる場合に、評価等の方法を用いて実施」とされている。
技術基準規則の要求に基づき、重大事故等対処設備については、SA 使用時の圧力での漏えい試験の実施が必要となるが、既設設備のうち、クラスアップや条件アップする設備については、SA 使用時の圧力での漏えい試験が困難となるため、その試験方法について明確化しておく必要がある。
１．技術基準規則の要求漏えい試験における技術基準要求は以下
DB

SA

技術基準規則 第二十一条

技術基準規則 第五十八条

クラス１～３機器，クラス４管及び原子炉格納容器は，次に定めるとこ

重大事故等クラス１～３機器に属する機器は，当該機器の使用時にろによる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏えいおける圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏えいががないものでなければならない。

ないものでなければならない。ただし，他の方法により当該圧力に耐え，２ クラス１～３機器及びクラス４管は，通常運転時における圧力で漏かつ，圧力を加えた場合に著しい漏えいがないことを確認できる場合は，えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないものでなければならない。

この限りでない。
２ 重大事故等クラス１～３機器に属する機器は，当該機器の使用時における圧力で漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないものでなければならない。ただし，他の方法により当該圧力に耐え，かつ，圧力を加えた場合に著しい漏えいがないことを確認できる場合は，この限りでない。

解釈

解釈

１ 第１項の規定に適合する耐圧試験は，「設計・建設規格

１ 第58条の適用にあたっては，第21条の解釈に準ずるものとする。ただ2005(2007)」の第１１章又は「設計・建設規格2012」の第１１章にし，重大事故等クラス３機器に係る耐圧試験にあっては，完成品としてよること。（「設計・建設規格2007技術評価書」及び「設計・建設規格

一般産業品の規格及び基準へ適合している場合（消防法に基づく技術2012技術評価書」）

上の規格を満たす消防車等）には，第１項の規定を満たすものと解釈

２ 第２項の「漏えい試験」は，日本機械学会「発電用原子力設備規する。

格 維持規格（2008年版）」（JSME S NA1-2008）又は日本機

２ 第１項及び第２項に規定する「他の方法」とは，機器の使用時にお械学会「発電用原子力設備規格（2012年版）」（2013年追補及ける圧力で試験を行うことが困難と認められる場合に，評価等の方法をび2014年追補を含む。）（JSME S NA1-2012/2013/2014）に用いて実施する場合をいう。

亀裂解釈の「別紙６ 日本機械学会「維持規格」等の適用に当たって」の要件を付したものによること。

別紙５-1

13

２．維持規格の規定内容
漏えい試験圧力については、IC-3000 項において、運転圧力以上と定められている。
３．SA 使用時の圧力で漏えい試験が困難な場合の試験方法について
DB 設備やノンクラス設備、火力基準設備等の既設設備のうち、クラスアップまたは条件アップにより、SA 使用時の圧力で試験が困難と認められる場合は、以下のような例がある。
表１．SA 使用時の圧力で試験が困難と認められる場合の例
No.
例① ：

例②-1：

具体的な設備例

困難と認められる場合の例
SA 使用時の圧力が DB 最高使用圧力を・原子炉冷却系統超過する場合。

SA 使用圧 18.5MPa、DB 最高使用圧 17.16MPa

DB 設備としての通常運転状態と異なるため、仮設ポ・原子炉補機冷却水系統ンプによる昇圧が必要となる場合。
（作業の安全性に影響を与える可能性があるため）

例②-2：

高濃度のほう酸水を内包する系統であって・ほう酸ポンプ出口ライン仮設ポンプによる昇圧が必要となる場合。

SA 使用圧 0.98MPa、検査圧力 0.741MPa（ほう酸が析出し、系統へ影響を与える可能性があるため）

例③ ：

例④ ：

SA 使用時の圧力が系統の制御圧力（プラント起動・蒸気発生器給水入口ライン時のＳＧ無負荷圧力等）を超える場合。

SA 使用圧 8.0MPa、系統の制御圧 6.93MPa

系統範囲が広く、全ての圧力保持範囲を適切な圧力・原子炉補機冷却水系統にすることが難しい場合。（系を分割して実施することができる場合は除く。）

例⑤ ：

例⑥ ：

例⑦ ：

試験中の圧力変動を考慮すると、設備の構造健全性に問題が生じる可能性がある場合。

・原子炉格納容器
JEAC4203「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づき実施（Ａ種の困難性）

試験に用いる規格類より、ＳＡ使用時の圧力で検査を実施することが検査成立性の観点で困難な場合。

・原子炉格納容器
JEAC4203「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づき実施（Ｂ・Ｃ種の困難性）

原子炉容器の漏えい試験を行う場合または原子炉容・原子炉冷却系統器以外の機器の漏えい試験を原子炉容器と一体でSA 使用圧 18.5MPa、通常運転圧 15.41MPa行う場合。（過圧力による機器の安全性を損なう懸念があるため（維持規格による））

別紙５-214これら対象については「他の方法」として、困難とならない範囲の可能な限り高い圧力にて漏えい試験を実施するとともに、工事計画書における「強度に関する説明書」により技術基準規則第 58 条に適合することを確認する。なお、表１に示す例以外にも「困難と認められる場合」が生じた場合は、定期事業者検査成績書にその理由を記載し、上記方法により技術基準規則第 58 条に適合することを確認する。
４．妥当性について漏えい試験の目的は、供用期間中において使用圧力にて漏えいがないことを確認すること、耐圧機器の経年劣化を確認することである。
使用圧力における漏えいの有無の確認について、維持規格では、積極的に過圧力にならないように管理するほうが安全性を維持していくうえで重要であること、運転中に発生または進展する欠陥に関して、その存在を予知するために設備の重要部分に対して非破壊試験を実施していることから、過圧力による健全性確認より効果的な対応として、ＤＢ設備の最高使用圧力ではなく、通常運転圧力での試験が定められている。したがって SA 設備としての漏えい試験においても、SA 使用圧力が過度な圧力となる場合は、可能な限り高い圧力（通常運転圧力等）にて設備の健全性は確認できるものと考えられる。
耐圧機器の経年劣化の確認については、SA 設備と兼用される範囲の使用環境は、DB 設備として使用する環境条件と同様であることから、DB 設備として実施している供用期間中検査計画の実施により、確認することが可能である。

別紙５-315