参考資料 1－1
使用前事業者検査選定フローの検討経緯
1．はじめに新法第 43 条の 3 の 11 において，使用前事業者検査（旧法におけるの使用前検査）に関する法要求が以下のように改正された。
（旧法）第 43 条の 3 の 9 第 1 項若しくは第 2 項の認可を受けて設置若しくは変更の工事（＝工事計画の認可を受けて実施する工事）をする発電用原子炉施設又は前条第 1 項の規定による届出をして設置若しくは変更の工事（＝工事計画の届出を行った工事）をする発電用原
子炉施設は，その工事について原子力規制委員会規則で定めるところにより原子力規制委員会の検査を受け，これに合格した後でなければ，これを使用してはならない。
（新法）
発電用原子炉設置者は，原子力規制委員会規則で定めるところにより，設置又は変更の工事をする発電用原子炉施設について検査を行い，その結果を記録し，これを保存しなければならない。
旧法における使用前検査では，工事計画の手続きが必要な工事に対して，その工事が工事計画のとおりに問題なく実施されたことを確認するために使用前検査を実施するものであり，工事計画の手続きが不要な工事を実施した場合には，使用前検査を実施する必要はなかった。
一方，本改正に伴い，設工認（旧法における工事計画）の手続きの有無によらず，設置又は変更の工事を実施した場合には，使用前事業者検査を実施することが求められた。
このため，ATENA 使用前検査 WG では，使用前事業者検査に係る新法要求に対応するため，使用前事業者検査を実施する範囲を明確にすることを目的に，使用前事業者検査の対象となる工事を選定するフローを定めた。
2．フローの検討経緯
使用前事業者検査の選定フローについては，以下の考え方に基づいて対象工事を選定した。
（1）「設置又は変更の工事」に該当する工事の抽出
まず，使用前事業者検査の対象の検討にあたり，施設管理において実施する全ての作業を対象に検討を行った。
これら作業のうち，点検計画に基づく作業（劣化傾向を確認し，点検に合わせて行う部
参考 1-1- 1 -

品の取替等も含む）は，基本的に定期事業者検査を含めた保全活動により基準適合性が確認されることから，発電用原子炉施設の変更の工事のうち補修，取替え及び改造に対して使用前事業者検査を設定した。
なお，工事の種類については，「発電用原子炉施設の設計及び工事の計画に係る手続ガ
イド（NRA）」において規定されており，図 1 のとおりとなっている。
工事

設置

設置の工事

取替え

変更の工事

改造

発電用原子炉の基数の増加

修理

発電用原子炉の基数の増加の工事以外の変更の工事

取替工事

性能又は強度に影響を及ぼす工事

図 1 工事の種類（NRA ガイドより）
2．1 設工認記載事項に関する検討
1．で示すとおり，新法においては，設工認の手続きを行わずに実施した工事についても，使用前事業者検査の実施が必要となる。使用前事業者検査の判定基準は，新法第 43
条 3 の 11 の第 2 項に規定されるとおり，「設計及び工事の計画に従って行われたものであること」及び「技術上の基準に適合するもの」である。
この観点から，設工認の本文に該当する「要目表」及び「基本設計方針」の記載内容を参照し，使用前事業者検査の要否を判断することとした。このため，設工認の本文に登場しない構成部品や消耗品については，工事を実施した場合であっても使用前事業者検査の対象とはせず，事業者の保全活動として管理を行う。

（1）要目表記載事項
参考 1-1- 2 -要目表に記載される設備・機器について補修，取替え及び改造を行った場合には，使用前事業者検査の実施要否を判断する。要否判断は原則として実用炉規則の別表第一，第二に基づいて実施するものであり，設備や機器として要目表に記載されている項目に該当するものについて工事を行った場合には，使用前事業者検査を行うこととした。
（2）基本設計方針記載事項
基本設計方針に記載される設備・機器について補修，取替え及び改造を行った場合には，使用前事業者検査の実施要否を判断する。
基本設計方針の記載内容については，別表第二に記載事項の規定がある要目表とは異なり，設備の仕様や構成だけでなく，運用まで含めた内容が記載される場合がある。
このため，基本設計方針の記載事項に関して使用前事業者検査の要否を一律に判断することは困難であることから，原則的な考え方として，下記の観点を検査要否の判断とした。
・運用で管理するものについては施設管理の範疇外とし，使用前事業者検査の対象とせず，施設管理の対象となるものについて使用前事業者検査の対象とする。
・基本設計方針に設備の詳細仕様が具体的に記載されているものについては，使用前事業者検査の対象とする。
・技術基準規則への適合性を確認する観点から，当該工事の実施により，設備の機能や性能に影響を及ぼすものについては，使用前事業者検査の対象とする。
なお，使用前事業者検査の選定フローに従って使用前事業者検査を実施しないと判断する場合であっても，事業者は設計管理や調達管理等，保全活動の中で工事を実施した設備について，要求仕様を満足するものであることを確認することとしており，未確認のまま設備の使用が開始されることを意味するものではない。
3．まとめ
新法に基づいて実施する使用前事業者検査の検査要否について，検討の経緯について整理した。本内容は，今後の検査実績の蓄積により，内容の変更が生じる可能性があり，都度，検証を行いつつ適切な運用を行っていくものとする。
以上

参考 1-1- 3 -参考資料 1－2
使用前検査（旧法に基づく検査）（1）根拠条文
使用前検査は，電気事業法第 49 条及び旧法第 43 条 3 の 11 に規定され，いずれも，工事計画の手続きを行って実施した工事に関して実施するものであり，工事計画の対象となる設備の使用開始前までに，工事の工程にあわせて検査を受ける必要があった。
使用前検査を受検するためには，電気事業法施行規則第 71 条及び旧実用炉規則第 15 条に基づき使用前検査申請が必要であり，同規則に規定される内容を記載した書類にて経済産業省及び NRA に申請していた。
両法令に基づき 2 つの申請が必要であったが，運用においては，経済産業省が NRA に対して検査業務を委託するという形がとられ，検査は NRA が実施していた。
（2）検査の実施内容
使用前検査では，「認可を受けた工事計画又は，届出をした工事計画のとおりに工事が実施されていること」及び「技術基準規則に適合していること」の 2 点が確認の対象となっており，この確認のため，旧実用炉規則第 19 条に基づいて NRA が検査要領を定め，原子力施設検査官が検査を実施していた。
使用前検査は，旧実用炉規則第 16 条に規定のとおり，工事の工程に応じて，表 1 に示すとおり 1 号検査から 5 号検査として下記の内容で実施されていた。
表 1 使用前検査の検査実施時期と検査項目
工事の工程
一

検査事項

原子炉本体，核燃料物質の取扱施設及原子炉本体，核燃料物質の取扱施設及び貯び貯蔵施設，原子炉冷却系統施設（蒸気タ

蔵施設，原子炉冷却系統施設（蒸気タービ

ービンを除く。），計測制御系統施設（発電ンを除く。），計測制御系統施設（発電用原用原子炉の運転を管理するための制御装置

子炉の運転を管理するための制御装置を除を除く。），放射性廃棄物の廃棄施設（排気く。），放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を筒を除く。），放射線管理施設又は原子炉格除く。），放射線管理施設又は原子炉格納施

納施設については，構造，強度又は漏えい設の構造，機能又は性能を確認する検査のに係る試験をすることができる状態になっうち次に掲げるもの

た時

一

材料検査

二

寸法検査

三

外観検査

四

組立て及び据付け状態を確認する検査

五

耐圧検査

参考 1-2- 1 -

六

漏えい検査

七

原子炉格納施設が直接設置される基盤の状態を確認する検査
二

蒸気タービンの車室の下半部の据付け

一

蒸気タービンの構造，機能又は性能をが完了した時及び補助ボイラーの本体の組確認する検査のうち次に掲げるもの

立てが完了した時

イ

材料検査

ロ

寸法検査

ハ

外観検査

ニ

組立て及び据付け状態を確認する検査

二補助ボイラーの構造，機能又は性能を確認する検査のうち次に掲げるもの

三

発電用原子炉に燃料体を挿入することができる状態になった時

イ

材料検査

ロ

寸法検査

ハ

外観検査

ニ

組立て及び据付け状態を確認する検査

ホ

耐圧検査

ヘ

漏えい検査

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設，原子炉冷却系統施設，計測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設，放射線管理施設，原子炉格納施設，非常用電源設備，常用電源
設備，火災防護設備，浸水防護施設，補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。），非常用取水設
備，敷地内土木構造物及び緊急時対策所の機能又は性能であって，発電用原子炉に燃料体を挿入した状態において必要なものを確認する検査四

発電用原子炉の臨界反応操作を開始することができる状態になった時

原子炉本体，原子炉冷却系統施設，計測制
御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。
）及び発電機の機
能又は性能であって，発電用原子炉が臨界に達する時に必要なものを確認する検査

五た時

工事の計画に係る全ての工事が完了し発電用原子炉の出力運転時における発電用
原子炉施設の総合的な性能を確認する検査
その他工事の完了を確認するために必要な

参考 1-2- 2 -検査
実際の検査で確認される内容や実施項目，事業者が採取した記録の妥当性確認，検査項目に対する立会頻度は，全てこの要領書により定められるが，要領及び検査の運用については，国の運用要領が定められており，この運用要領に沿った内容で使用前検査が運用されていた。
上記の表 1 に沿って実施される検査については，表 2－1 及び表 2－2 に示すとおり，
内容に応じて適切な判定基準が設けられており，当該判定基準を満足することで，合否判定が行われていた。
表 2－1 検査の判定基準
第 1 号及び第 2 号の工事の工程に係る検査事項
検査の内容

判定基準

a．材料検査使用されている材料の化学的成分及び機械的強度が工事計画のとおりであること
を品質記録により確認する。

b．寸法検査主要寸法が工事計画のとおりであり，許容寸法内であることを実測又は品質記録により確認する。

c．外観検査有害な欠陥のないことを目視又は品質記録により確認する。

d．組立て及び据付け状態を確認する検査（据付検査）

組立て状態並びに据付け位置及び状態が工事計画のとおりであることを目視又は品質記録により確認する。

e．耐圧検査技術基準規則の規定に基づく検査圧力で所定時間保持し，検査圧力に耐え，異常のないことを目視又は品質記録により確認する。耐圧検査が構造上困難な部位については，技術基準規則の規定に基づく非破壊試験の記録を確認する。

f．漏えい検査

耐圧検査終了後，技術基準規則の規定に基づく検査圧力により漏えいの有無を目視
又は品質記録により確認する。

g．原子炉格納施設が直接設置される基盤の状態を確認する検査

地盤の地質状況が，原子炉格納施設の基盤として十分な強度を有することを確認する。

参考 1-2- 3 -表 2－2 検査の判定基準
第 3 号，第 4 号及び第 5 号の工事の工程に係る検査事項
検査の内容

判定基準

a．発電用原子炉に燃料体を挿入すること

発電用原子炉に燃料を挿入するにあたり，ができる状態になった時

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機能又は性能を試運転等により確認す
るほか，発電用原子炉施設の安全性確保の観点から，工学的安全施設，安全設備等の機能又は性能を当該各系統の試運転等により確認する。

b．発電用原子炉の臨界反応操作を開始することができる状態になった時

発電用原子炉の出力を上げるにあたり，発電用原子炉に燃料を挿入した状態での確認項目として，燃料の炉内配置及び原子炉の核的特性等を確認する。

c．工事の計画に係る全ての工事が完了した時工事の完了を確認するために，発電用原子炉で発生した蒸気を用いる施設の試運転等により，当該各系統の機能又は性能の最終的な確認を行う。
発電用原子炉の出力を上げた状態における確認項目として，プラント全体での最終的な試運転により発電用原子炉施設の総合的な性能を確認する。

上記には，要目表として記載された設備に対して実施する使用前検査の状況について記載したが，これら設備に対する検査の他に，工事計画における基本設計方針に記載する
設備に対する使用前検査として，適合性確認検査が実施されていた。また，工事計画において申請した品質保証計画に基づいて工事が実施されていることを確認するために，品質管理の方法等に係る検査が実施されていた。
なお，工事計画の手続きを行って実施した工事の対象となる設備については，施設の使用開始前までに使用前検査を受検し，これに合格する必要があったが，試験のために工事中の設備を使用する場合や，工事計画のうちの一部が先行して完了しその部分を使用する場合には，旧実用炉規則第 17 条において，使用前検査を受検しなくても設備を使用できる規定が設けられていた。この中で，原子炉本体を試験のために使用する場合や，先行して完成した部分を使用する場合には，同規則第 17 条第 1 号又は第 3 号により，その使用の期間及び方法について，NRA の承認を受ける必要があった。また，設備の号機間共用
参考 1-2- 4 -のための工事計画手続き等，工事計画の内容によっては，同規則第 17 条第 4 号により，使用前検査を省略する旨の指示が発せられる場合もあった。
（3）検査の完了
使用前検査が完了し，原子力施設検査官が検査に合格したと判断した場合には，NRA 及び経済産業省から，旧実用炉規則第 21 条及び電気事業法施行規則第 71 条の 3 に基づき使用前検査合格証が交付されていた。これにより，設備を使用することが可能となるとともに，工事計画の手続きから始まる当該設備に対する一連の工事に関する諸手続きが完了となった。

参考 1-2- 5 -参考資料 1－3
溶接事業者検査（旧法に基づく検査）
旧法の溶接事業者検査は，旧法第 43 条の 3 の 13（溶接安全管理検査）に規定され，溶接安全管理審査と対をなして溶接安全管理検査を構成していたものである。高温，高圧の容器や，配管，放射性物質を内包する容器等，内包するリスクの高い容器
等の発電用原子炉施設の溶接部に対しては，その健全性が安全確保に不可欠なことから，溶接事業者検査を実施しその溶接が技術基準規則に適合することを確認することが事業者には課せられていた。一方，NRA は，溶接事業者検査の実施に係る体制を審査する溶接安全管理審査を定期的に実施し，審査結果に基づく総合的な評定を行い,その評定結果を事業者に通知していた。
溶接事業者検査を実施すべき範囲は，旧実用炉規則第 35 条で定められ，旧実用炉
規則第 38 条では溶接事業者検査を要しない場合が定められていた。また，「発電用原
子炉施設の溶接事業者検査に係る実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則のガイド」（添付資料 1），
「溶接安全管理審査に関する運用要領(附属書)」（添付資料 2）
により，詳細な解説等が加えられていた。

参考 1-3- 1 -参考資料 1－4
燃料体検査（旧法に基づく検査）（1）根拠条文
燃料体検査は，旧法第 43 条 3 の 12 に規定され，燃料体の使用開始前までに検査を受ける必要があった。
燃料体検査を受検するためには，旧実用炉規則第 23 条に基づき燃料体検査申請が必要であり，同規則に規定される内容を記載した書類を加工事業者が NRA に申請していた。ただし，輸入燃料体においては，旧実用炉規則第 31 条に基づく輸入燃料体検査申請が必要であり，同規則に規定される内容を記載した書類を事業者が NRA に申請していた。
（2）検査の実施内容
燃料体検査では，認可を受けた設計に従って加工が行われていること，及び，技術基準規則に適合していること，の 2 点（ただし，輸入燃料体においては技術基準規則に適合していることの 1 点）が確認の対象となっており，この確認のため，旧実用炉規則第 28 条
（輸入燃料体においては第 33 条）に基づいて NRA が検査要領を定め，原子力施設検査官が検査を実施していた。
燃料体検査は，同規則第 24 条に規定のとおり，工事の工程に応じて下記表 1 の内容で実施されていた。ただし，輸入燃料体検査は，輸入燃料体検査申請書及び添付書類等を審査し，当該申請に係る燃料体を目視により確認することで実施されていた。
表 1 燃料体検査の検査実施時期と検査項目
加工の工程
一

検査事項

燃料材，燃料被覆材その他の部品につ燃料材，燃料被覆材その他の部品の化学成

いては，組成，構造又は強度に係る試験を分の分析結果の確認その他これらの部品のすることができる状態になった時

組成，構造又は強度に係る検査
燃料要素の集合体である燃料体に係る次の検査

二燃料要素の集合体である燃料体については，燃料要素の加工が完了した時

一

寸法検査

二

湾曲度を確認する検査

三

外観検査

四

表面汚染密度検査

五

溶接部の非破壊検査

六

ヘリウム漏えい検査（この表の第三号

右欄第三号に掲げる検査が行われる場合を
参考 1-4- 1 -除く。
）
組み立てられた燃料体に係る次の検査

三 加工が完了した時

一

寸法検査

二

外観検査

三

ヘリウム漏えい検査（この表の第二号

右欄第六号に掲げる検査が行われる場合を除く。
）
実際の検査で確認される内容や実施項目，事業者が採取した記録の妥当性確認，検査項目に対する立会頻度は，全てこの要領書により定められるが，要領及び検査の運用については，
国の運用要領が定められており，この運用要領に沿った内容で燃料体検査が運用されていた。

（3）検査の完了
燃料体検査が完了し，原子力施設検査官が検査に合格したと判断した場合には，NRA から，旧実用炉規則第 30 条に基づき燃料体検査合格証が加工事業者に交付されていた。ただし，輸入燃料体においては，原子力施設検査官が検査に合格したと判断した場合には，NRAから，旧実用炉規則第 34 条に基づき輸入燃料体検査合格証が事業者に交付されていた。これにより，燃料体を使用することが可能となるとともに，燃料体の製造に関する諸手続きが完了する。

参考 1-4- 2 -参考資料 1－5
施設定期検査，安全管理審査，定期事業者検査（旧法に基づく検査）
施設定期検査は，事業者が施設定期検査の申請を行った上で，事業者が実施する定期事業
者検査に国の原子力施設検査官が立会い，又はその定期事業者検査の記録により確認が行われていた。施設定期検査の主要な経緯と変遷は，「発電用原子炉及びその附属設備（補助ボイラーを除く。
）に係る定期検査の実施にあたって：METI 原子力発電安全管理課（平成 11
年 5 月）」にまとめられている。
定期安全管理審査は，発電用原子炉施設の安全管理を目的として，定期事業者検査の実施に係る組織，検査の方法，工程管理その他 NRA 規則で定める事項について，NRA による審査を受けていた。
定期事業者検査は，事業者が，発電用原子炉施設に対し，技術基準規則への適合状況を定期に確認するものであり，事業者に対して実施義務が旧法より規定されており，継続的に実施してきている。新法により，これまで国の原子力施設検査官が実施していた「施設定期検査」，「定期安全管理審査」が廃止され，技術基準規則への適合維持は，事業者の一義的責任
において確認することとなった。
なお，定期事業者検査に関しては，2003 年 10 月に検査制度改正が行われ，検査実施に関する内容整理を，2010 年「検査制度運用改善 PT（NISA，JNES，電事連）」において実施しており，ここでの整理結果をベースに原子力発電所の保守管理規程（JEAC4209-2007）に基づ
き，継続的な改善を行いながら実施している。定期事業者検査（定期検査）の変遷の概要は
表 1 のとおり。

参考 1-5- 1 -表 1 定期事業者検査（定期検査）の変遷（概要）時期

1970 年～概要 国内の軽水炉型原子力発電所が運転を開始して以降，定期検査を実施（定期検査項目：10 項目程度）。

1975 年頃

 検査経験が豊富になったことと事故・故障，運転経験等の反映から，定期検査の項目が増加。

1979 年 3 月

 米国の TMI（スリーマイル島発電所 2 号機）事故
 60 万 kW 以下の原子力発電所の定期検査の権限を通商産業局に委任するに際して統一的な検査を実施する必要性が生じる。

1981 年 4 月

 定期検査に係る種々の内規を制定。定期検査項目約 90 項目（PWR：87 項目，BWR：90 項目）。
 電気工作物検査官からの定期検査実施要領の項目の内容の改善・見直し等の要望。
 原子炉基数の増加に伴う検査量の増大に対応して，検査の合理的運用を検討する必要性。

1983 年 6 月

 原子力発電高度化懇談会「原子力発電高度化懇談会報告書」において「今後の原子炉基数の増大に対処する行政の対応として，①
電気事業者の自主検査の活用，②第三者検査機関の活用を図ることが重要である。」との提言。

1986 年 2 月

 定期検査項目を約 70 項目に見直し（PWR：70 項目，BWR：69 項目）。

1991 年 2 月

 美浜 2 号機蒸気発生器伝熱管損傷に伴う非常用炉心冷却装置作動
事象の発生。
 必要な検査項目（PWR：5 項目，BWR：1 項目）を再発防止対策が完了するまでの間追加。

1990 年 8 月

 「安全設計審査指針」の全面改定。原子力発電所の設置段階における安全機能の一層の明確化。

1997 年 2 月

 標準定期検査要領書等を安全機能面から効果的なものとするため，標準定期検査要領書等の見直し検討を開始。

1999 年4 月 26 日

 定期検査項目を安全機能要求として重要度が高いもの約 60 項目に改定（BWR：60 項目，PWR：55 項目）。
 また，安全機能要求として重要度が低いもの及び従来自主点検で未確認であったもの（BWR：37 項目，PWR：28 項目）について
は，事業者が個別の機能毎に行った点検結果を定期検査終了までに確認することとし，これを明確化。

2002 年 8 月

 自主点検記録の不正問題等の発生
参考 1-5- 2 -時期

2003 年 10 月

概要 定期事業者検査制度が定められ，また，定期安全管理審査も制度化。定期事業者検査の総数 150 項目前後。

～2010 年 1 月



定期検査（AB 項目）：約 60 項目

旧定期検査（CD 項目）：約 30 項目



新規追加：約 60 項目

 検査制度運用改善 PT（NISA，JNES，電事連）において，定期事業者検査内容等を整理。

2017 年 4 月

 新たな検査制度の導入に向け，原子炉等規制法の改正法が公布

2020 年 4 月～

 新たな検査制度（原子力規制検査）の運用開始。
 事業者の一義的責任により検査を実施することが定められ（施設
定期検査及び定期安全管理審査の削除），「技術基準規則」への適合維持を確認する検査は，全て事業者が定期事業者検査として実施することを規定。

参考 1-5- 3 -参考資料 1－6
新検査制度（原子力規制検査）における廃止措置プラントの定期事業者検査

1．施設定期検査と定期事業者検査(1)定期事業者検査に至る経緯
日本で実用発電用原子炉として初めて廃止措置となった日本原子力発電（株）東海発電所（ガス冷却炉）では，使用済燃料の搬出完了（2001 年 6 月 21 日）までは運転中との扱いで，電気事業法第 54 条に基づく定期検査を受検していた※1。発電所から使用済燃料の搬出を完了し，事業の廃止後（2001 年 12 月 4 日廃止届：旧法第 38 条）は，旧法第 29 条に基づく施設定期検査を受検していた。この施設定期検査は，東海発電所及び軽水炉の定期検査の実績を踏まえ保安確保策等を勘案し，旧実用炉規則第 3 条の 17 に基づく施設定期検査の技術上の基準を満足することの確認として行われた。※2
その後，東海発電所では，旧法第 43 条の 3 の 15 の要求により使用済燃料の搬出完了までは施設定期検査を受検してきた。
（「2．施設定期検査（廃止措置）の概要」参照。）
2020 年 4 月の法令改正により，次の事項が明確化された。
① 廃止措置計画 添付書類六に記載していた維持管理対象設備及びその機能・性能が，性能維持施設として本文六・七の記載事項となる。
（新実用炉規則第 116 条第 1 項）
② 廃止措置計画 本文六・七の記載事項は，性能維持施設に対する技術基準と位置付けられる。
（技術基準規則第 3 条の 2）③ 廃止措置計画 本文六・七に記載する性能維持施設の全てが定期事業者検査の対象となる。
（新実用炉規則第 57 条の 2）※1：商業用原子力発電所の廃止措置開始に伴い，必要とされる電気事業法（以下，「電事法」という。
）に基づく手続きは，第 9 条（電気工作物変更届（廃止））がある。東海発電所の廃止措置開始に備えた経済産業省との折衝
当初は，電事法第 9 条の他に電事法第 14 条（事業一部廃止許可）も必要との見解が示されたものの，省内検討の結果，「法第 14 条の許可申請の際に，申請内容に法第 9 条で届け出る内容が含まれており，法第 9 条の届出を重ねて行う必要がない。」との解釈から，法第 9 条の手続きは不要との見解が示された。また，東海発電所
は運転終了したとはいえ，電事法上は運転を再開できる位置付けにあり，電事法第 54 条に基づき定期検査を受検しなければならなかったことと，実際には炉内からの燃料取出しに伴い使用しない設備が増加することから，定期検査に係る規制担当部署（経済産業省 原子力発電安全管理課）に定期検査の扱いについて確認した
ところ，使用しない設備については「電事法第 9 条第 1 項の届出が取られる日まで定期検査の時期を変更」との見解が示された。なお，電事法第 14 条に基づく電気事業の一部廃止の許可を 2001 年 11 月 29 日に受け，上記の電気事業の廃止となった。
※2：施設定期検査の範囲は，原子炉等規制法施行規則令第 10 条に基づく原子炉施設である。

(2)検査の実施時期と保全の周期
施設定期検査（廃止措置）の検査項目は，旧実用炉規則第 47 条第 2 項で規定される機能・性能検査のみであり，検査間隔は旧実用炉規則第 48 条第 3 項により 9 ヶ月と定められていた。設備の保全周期は旧実用炉規則とは紐づいていないことから，施設定期検査の実施時期
参考 1-6- 1 -とは別に設定し，それぞれ独立して運用してきた。
定期事業者検査の実施時期は，新実用炉規則第 55 条に基づき設定され，3～4 ヶ月の期間で実施する見込みである。
保全の周期は，施設定期検査の実施時期と独立して設定してきた移行前の運用を継続し，点検計画に基づき定期事業者検査とは別の時期に実施する。なお，保全と定期事業者検査の内容と時期が同じになる場合は，同時期に実施することを否定するものではない。
2．施設定期検査（廃止措置）の概要（1）根拠条文
施設定期検査（廃止措置）は，旧法第 43 条の 3 の 15 に規定され，旧実用炉規則第 48
条第 3 項において，直近の施設定期検査が終了した日以降 9 ヶ月を超えない時期までに検査を受ける必要があった。
廃止措置対象施設における施設定期検査を受検するためには，旧実用炉規則第 46 条に基づき施設定期検査の申請が必要であり，同規則に規定される内容を記載した書類をNRA に申請していた。
（2）検査の実施内容
施設定期検査では，廃止措置計画の添付書類六に記載された維持管理対象設備の性能が確保されていることを NRA が確認していた。
施設定期検査は，事業者が行う施設定期検査に係る社内検査に原子力施設検査官が立会い，又はその社内検査の記録を確認することにより行った。
NRA は，申請に基づいて施設定期検査を行うべき検査の方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を作成し，その中で実際の検査で確認される内容や実施項目，事業者が採取した記録の妥当性確認，検査項目に対する立会頻度を定めていた。

参考 1-6- 2 -表 1 施設定期事業者検査（廃止措置）の検査例
検査対象施設

検査名称
燃料取扱設備の系統運転性能検査（燃料取替機）

燃料取扱設備の系統運転性能検査（原子炉建物天井ク
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 レーン）

放射性廃棄物の廃棄施設
放射線管理施設
非常用電源設備

使用済燃料貯蔵設備の貯蔵能力確認検査
使用済燃料貯蔵設備の系統運転性能検査
廃棄物貯蔵設備の貯蔵能力確認検査
廃棄物貯蔵設備の警報確認検査
エリア・プロセスモニタの警報確認及び作動確認検査
換気設備の性能検査
非常用発電装置の性能検査
無停電電源装置の性能検査（3）検査の終了
NRA は，施設定期検査を終了したと認めたときは，旧実用炉規則第 53 条に基づき施設
定期検査終了証を交付した。

参考 1-6- 3 -参考資料２－１
令和元年６月一部改正

実用発電用原子炉施設に係る使用前検査に関する運用要領

平成２７年３月
原子力規制庁

参考 2-1 -1-

目次
Ⅰ
Ⅱ
Ⅲ

本文書の目的・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１
用語の定義・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１
使用前検査・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１
１．検査の範囲・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１
２．検査事項・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・２
３．使用前検査の申請・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・２（１）使用前検査の申請時期・・・・・・・・・・・・・・・・・・２（２）使用前検査申請方法・・・・・・・・・・・・・・・・・・・２（３）使用前検査申請書の記載内容・・・・・・・・・・・・・・・３（４）使用前検査申請に係る手数料納付・・・・・・・・・・・・・４
４．使用前検査に係る検査実施要領書・・・・・・・・・・・・・・４（１）当委員会における使用前検査実施要領書の策定・・・・・・・４
５．使用前検査の実施・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・４（１）検査の体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・４（２）検査の実施時期及び場所等・・・・・・・・・・・・・・・・５（３）検査の範囲及び方法・・・・・・・・・・・・・・・・・・・５（４）抜取立会検査の適用・・・・・・・・・・・・・・・・・・・８（５）申請者の立会い・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・８（６）検査実施中の検査実施要領書の不備への対応・・・・・・・・８（７）使用前検査成績書の作成・・・・・・・・・・・・・・・・・９（８）使用前検査成績書の提出等・・・・・・・・・・・・・・・・９
６．使用前検査の終了・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・９（１）使用前検査合格証の交付・・・・・・・・・・・・・・・・・９Ⅳ 使用承認等・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１０
１．試験使用承認等・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１０（１）試験使用の適用・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１０（２）原子炉本体の試験使用に係る手続き・・・・・・・・・・・１０
２．一部使用承認・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１１（１）一部使用の適用・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・１１（２）一部使用承認に係る手続き・・・・・・・・・・・・・・・１１
３．使用前検査の省略指示・・・・・・・・・・・・・・・・・・１１（添付書類）
添付－１ 検査項目及び立会区分
添付－２ 使用前検査申請書の様式
添付－３ 使用前検査実施要領書の様式
添付－４ 検査報告書の様式
添付－５ 使用前検査合格証の様式
添付－６ 使用承認等の様式

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Ⅰ

本文書の目的
本文書は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年

法律第１６６号。以下「法」という。）第４３条の３の１１の規定に基づき、発電用原子炉施設（実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和５３年通商産業省令第７７号。以下「規則」という。）別表第一に記載されている施設。以下同じ。）の使用開始前に行う原子力規制委員会（以下「当委員会」という。）による使用前検査に関する運用方法を規定するものである。
なお、使用前検査に関する運用方法については、平成２５年７月の新規制基準施行後の審査実績及び検査実績の積み重ね等により適宜改善を図るものとし、本要領についても適宜内容の見直しを図るものとする。
Ⅱ 用語の定義
本要領において用いる用語としては、法令及び発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド（原規技発第１３０６１９２０号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に基づくほか、以下のとおりとする。
新増設工事：発電用原子炉の設置の工事（新設工事）及び発電用原子炉の基数の増加の工事（増設工事）をいう。

改造修理工事：発電用原子炉の新増設工事以外の工事をいう。
Ⅲ

使用前検査

１．検査の範囲
使用前検査は、法第４３条の３の１１第１項の規定において、法第４３条の３の９第１項若しくは第２項に規定する認可を受けて設置若しくは変更の工事をする発電用原子炉施設又は法第４３条の３の１０第１項の規定による届出をして設置若し
くは変更の工事をする発電用原子炉施設について行うものとされている。
具体的には、発電用原子炉施設に係るものについては、規則別表第一の上欄に掲げる工事の種類に応じてそれぞれ同表の中欄又は下欄に掲げる工事が該当する。
なお、法第４３条の３の１０第４項に規定する工事計画の変更命令があった場合においては、対応する変更の届出があり、それ以降変更の必要がなく、法第４３条の３の１０第２項に規定する期間（同条第５項の規定により延長された場合にあっては当該延長後の期間）を経過した後、使用前検査を実施する。

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２．検査事項
法第４３条の３の１１第２項において、検査の合格基準については、検査対象施設に対して、その工事が認可を受けた又は届出をした工事計画に従って行われたものであること及び法第４３条の３の１４の技術上の基準に適合するものとされている。これらを満たしていることを確認するため、法第４３条の３の１１第１項の規定に基づき規則第１６条に検査事項が規定されているが、工事の実施中に検査をしなければ検査の合格基準を満たしていることを確認することができない事項もある
ため、工事の工程を踏まえて各工程における検査事項が規定されている。個々の使用前検査実施要領書(以下｢検査実施要領書｣という。)における標準的な検査項目を添付－１に例示する。なお、平成２５年７月の新規制基準施行に伴う新たな検査項
目については、今後の実績を踏まえ、必要があると認められる時は所要の改正を行う。
３．使用前検査の申請（１）使用前検査の申請時期
使用前検査申請書（添付－２に示す様式）には、工事計画（変更）の認可番号
及び認可年月日又は届出年月日を記載することになっていることから、申請は当該工事計画の認可後又は届出後から申請できることとなる。
ただし、届出に係る工事計画については、法第４３条の３の１０第２項及び第３項の規定により工事開始に制限があることから、制限されている期間においては検査を開始しないこととする。法第４３条の３の１０第３項の規定により制限の期間を短縮している場合に、原子力規制庁原子力規制部検査グループ専門検査部門のＰＷＲ・ＢＷＲ担当（(以下「ＰＷＲ・ＢＷＲ担当」という。）は、その期間を把握するため、当該工事計画文書の写しを使用前検査申請日までに原子力規制庁原子力規制部審査グループ実用炉審査部門の審査担当から入手することとする。
なお、申請がなされた後に行う検査実施要領書の策定等の事務手続きを踏まえて、初回検査予定日の一月前までには検査申請がなされることが望ましい。
（２）使用前検査申請方法
複数の工事計画に対して、同一の時期、場所及び検査方法等で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（原子力規制委員会規則第６号（平成２５年６月２８日）。以下「技術基準」という。）への適合性が確認できる場
合には、これらを統合して使用前検査を行うことができるものとする。なお、使用前検査申請の単位については、１つの工事計画に対して１つの検査申請を原則2
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とする。
（３）使用前検査申請書の記載内容①検査を受けようとする工事の期日申請書記載事項のうち、検査を受けようとする工事の期日は、期日又は期間を記載するものとする。検査を受けようとする工事の期日の詳細（検査実施予定日）が申請時点で特定できない場合には、その概ねの時期又は期間を記載すれば良いものとし、新増設工事を除き検査実施予定時期に余裕がある場合等（概ね三月以上）には未定としてもよいこととする。
②保守管理の目標（保全活動管理指標）及び保守管理の実施に関する計画
使用前検査申請書（発電用原子炉の新増設工事に係るものに限る。）に添付することが求められている書類のうち、規則第１５条第２項第３号（保全活動管理指標）及び第４号（保守管理の実施に関する計画）（以下これらを総称して「保全計画」という。）の内容について、ＰＷＲ・ＢＷＲ担当及び原子力規制庁原子力規制部検査グループ専門検査部門の品質管理担当において、発電用原子炉施設の使用前検査、施設定期検査及び定期事業者検査に係る実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則のガイド（原規技発第１３０６１９２３号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））を参照し、規則への適合性を検討し、保全計画の妥当性について確認する。
③申請の変更の内容を説明する書類
規則第１５条第３項において規定される「第１項の申請書又は前項各号に掲げる事項を説明する書類の内容に変更があった場合」については、使用前検査の実施に影響が生じた場合とし、具体的には以下の場合に手続きが必要なものとする。
・申請者の氏名等が変更となる場合
・工事計画の変更認可申請等により発電用原子炉施設の概要に変更が生じる場合（検査内容に関わる認可申請等の際の添付書類の記載内容変更を含む。）
・検査を受けようとする工事の工程、期日（年又は月）及び場所に変更が生じる
場合
・放射線管理上の措置について、時期又は場所に変更が生じる場合④検査工程
旧原子力安全・保安院に申請された案件における変更の内容を説明する書類の記載内容については、以下の点に留意すること。
・「イ項」、「ロ項」、「ハ項」、「ニ項」及び「ホ項」は、それぞれ「第１号」、「第２号」、「第３号」、「第４号」及び「第５号」と記載が変更されてい3
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ること。
・改正前の法令の条項が、現状の法令の条項に変更されていること。
（４）使用前検査申請に係る手数料納付
ＰＷＲ・ＢＷＲ担当は、使用前検査申請書の提出を受けた際に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和３２年政令第３２４号）第６５条に規定する手数料に係る納入告知書の発行手続きを行い、発行された納入告知
書は申請者に手交又は送付する。
４．使用前検査に係る検査実施要領書（１）当委員会における検査実施要領書の策定
規則第１５条第１項の申請書の提出を受けた場合には、規則第１９条に基づき当委員会が実施する検査について、検査実施要領書を策定することとする。同要
領書は、工事計画の内容を確認のうえ、Ⅲ

５．（２）及び（３）に示す内容及

び申請者から入手した情報を踏まえて添付－３に示す標準的な様式を参考にして策定することとする。その際に、検査範囲及び検査場所に係る固有の情報（系統・設備・機器の位置及び構造並びに詳細な操作手順及び検査用計器等に係る情報）が必要となる場合には、当該情報を申請者からの聴取又は文書等により入手することとし、当該情報を精査した上で検査実施要領書の策定に活用することとする。
また、策定した検査実施要領書については、検査に必要な手順及び書類等の告知のため、検査前までに申請者に写しを提示することとする。
５．使用前検査の実施
法第６７条の２第１項に規定する当委員会の原子力施設検査官（以下｢検査官｣という。）は、当委員会により定められた検査実施要領書に従い、対象となる発電用原子炉施設が検査の合格基準を満たしていることを確認する。
（１）検査の体制
検査は、原則として２名以上の検査官で行う。
ただし、やむを得ない事情により２名以上の検査官が確保できない場合は、検査官１名のほか、検査官以外の者１名以上の原子力規制庁職員(環境技官)により、検査を行うこととする。また、検査の実施が同一箇所のみであり、その内容が定型的なものである場合又は申請者の検査記録を確認する場合には、１名の検査官で実施することができることとする。

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（２）検査の実施時期及び場所等規則第１６条に定める工事の工程ごとの検査事項が確認できる時期において、検査対象となる発電用原子炉施設の設置場所又は製作工場等において検査を行うものとする。
なお、検査官が合格基準への適合性に係る判断を行う際に必要な場合には、ＰＷ
Ｒ・ＢＷＲ担当の首席原子力専門検査官、統括監視指導官又は上席原子力専門検査官（必要により原子力規制庁原子力規制部検査グループ専門検査部門の検査技術担
当（以下「検査技術担当」という。）を含む）と相談を行うこととする。
（３）検査の範囲及び方法
使用前検査の合格基準については、「その工事が認可又は届出された工事計画に従って行われたものであること」及び「法第４３条の３の１４の技術上の基準に適合していること」とされていることから、原則として検査の範囲は工事計画書に記載されている事項とする。
なお、技術基準適合性確認の観点から、検査の内容に応じて工事計画の添付書類に記載されている事項についても、確認することとする。
ただし、工事計画に記載されている事項のうち、検査で直接確認することが困難、又は確認行為を行うことによりプラントに好ましくない影響を及ぼす事項等については、申請者が実施する検査（代替方法により申請者が技術基準適合性を確認する検査をいう。）への立会い又は申請者が評価した記録により確認する。
検査の方法としては、「立会検査」、「抜取立会検査」（一部の立会と記録確認を併用する検査をいう。以下同じ。）又は「記録確認検査」とし、それぞれの検査
は、添付－１の立会区分を基本として、個々の工事内容及び安全上の重要度等に応じて定めることとする。
記録確認は、申請者の品質管理が適切に行われている場合、確認項目について直接測定等を実施することに代えて、工事計画に記載された品質管理の方法に基づき、申請者が実施した検査の記録（以下「品質記録」という。）を確認することをもって判定することができることとする。
具体的な検査の方法は、工事の工程及び検査事項に応じて以下のとおりとする。
安全機能を有する主要な設備として、工事計画において仕様等が記載された設備については以下の①及び②の検査を適用し、③及び④については全ての設備に適用する。
①規則第１６条の表第１号及び第２号の工事の工程に係る検査事項
構造、機能又は性能を確認するため、原則、以下のとおり検査を行う。
ａ．材料検査5
参考 2-1 -7-

使用されている材料の化学的成分及び機械的強度が工事計画のとおりであることを品質記録により確認する。
ｂ．寸法検査主要寸法が工事計画のとおりであり、許容寸法内であることを実測又は品質記録により確認する。
なお、検査の段階で直接測定できないものにあっては、製作過程での寸法測
定等に基づく品質記録により確認することとする。
ｃ．外観検査有害な欠陥のないことを目視又は品質記録により確認する。
ｄ．組立て及び据付け状態を確認する検査（据付検査）
組立て状態並びに据付け位置及び状態が工事計画のとおりであることを目視又は品質記録により確認する。なお、耐震Ｓクラス機器に適用される地震力により評価が行われた設備の据付け状態を確認する検査においては、工事計画のとおり支持構造物及び基礎ボルトが据付けられていることについても確認することとする。
ｅ．耐圧検査技術基準の規定に基づく検査圧力で所定時間保持し、検査圧力に耐え、異常のないことを目視又は品質記録により確認する。耐圧検査が構造上困難な部位については、技術基準の規定に基づく非破壊試験の記録を確認する。なお、技術基準第２１条第１項第１号ただし書きの適用については、最小限に留めるものとする。
ｆ．漏えい検査
耐圧検査終了後、技術基準の規定に基づく検査圧力により漏えいの有無を目視又は品質記録により確認する。なお、漏えい検査が構造上困難な部位については、技術基準の規定に基づく非破壊試験の記録を確認する。
ｇ．原子炉格納施設が直接設置される基盤の状態を確認する検査
地盤の地質状況が、原子炉格納施設の基盤として十分な強度を有することを確認する。
②規則第１６条の表第３号、第４号及び第５号の工事の工程に係る検査事項
機能又は性能を確認するため、以下のとおり検査を行う。ただし、改造修理工事においては、発電用原子炉に燃料を挿入することができる状態になった時（規則第１６条の表第３号の工事の工程）と全ての工事が完了した時（規則第１６条の表第５号の工事の工程）が同じ時期となることが多いため、その場合には併せて、全ての工事が完了した時として実施することとする。
ａ．発電用原子炉に燃料体を挿入することができる状態になった時

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参考 2-1 -8-

発電用原子炉に燃料を装入するにあたり、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機能又は性能を試運転等により確認するほか、発電用原子炉施設の安
全性確保の観点から、工学的安全施設、安全設備等の機能又は性能を当該各系
統の試運転等により確認する。
また、発電用原子炉に燃料を挿入する前に検査を行わないと確認が困難とな
るＡＢＷＲの原子炉冷却材再循環ポンプ回転速度半減時間測定等を行う。
ｂ．発電用原子炉の臨界反応操作を開始することができる状態になった時
発電用原子炉の出力を上げるにあたり、発電用原子炉に燃料を挿入した状態
での確認項目として、燃料の炉内配置及び原子炉の核的特性等を確認する。
ｃ．工事の計画に係る全ての工事が完了した時
工事の完了を確認するために、発電用原子炉で発生した蒸気を用いる施設の試運転等により、当該各系統の機能又は性能の最終的な確認を行う。
発電用原子炉の出力を上げた状態における確認項目として、プラント全体での最終的な試運転により発電用原子炉施設の総合的な性能を確認する。
また、改造修理工事のうち、構造に係る変更であって、機能又は性能に影響を与えるものでない工事等、以下に示す内容の工事については、規則第１６条の表第１号及び第２号の工事の工程に係る検査事項により合格基準への適合性が確認できるため、当該検査の記録確認をもって工事の完了を確認するための検査とする。
・工事計画の記載内容の変更を伴わない取替工事
・配管の改造工事において材料だけを変更する工事
・生体遮蔽装置を追加又は変更する工事及び廃棄物貯蔵庫の設置又は容量を変更する工事において、遮蔽機能及び貯蔵性能を確認する場合③品質管理の方法等に係る検査事項
使用前検査においては、申請者の工事に係る品質管理の方法等が工事計画に従ったものとなっているかを確認する必要がある。品質管理の方法等に関する事項については、工事計画においても審査がなされているため、使用前検査においては、工事計画の審査において確認された事項との重複を避けつつ、申請者の品質保証体制のもとで工事及び技術基準適合性確認等の検査に係る保安活動が実施されているか、各施設におけるそれぞれの活動の共通事項（品質保証の実施に係る組織並びに保安活動の計画、実施、評価及び改善）について記
録により包括的に確認する。
④ 基本設計方針に係る事項の検査事項
工事計画の基本設計方針に記載された設備については、申請者が実施する工事
計画及び技術基準への適合性を確認する検査（以下「適合性確認検査」という。）

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参考 2-1 -9-

が終了していることを確認した上で、上記③の品質管理の方法等に関する検査事項の状況を踏まえ、下記の事項について、申請者が実施した検査記録及び工事管理記録により包括的に確認するとともに、検査記録と現物の状態が一致するか否かの観点から現物を抜取りで確認する。
・保安活動に係る実施要領書の適切性
・保安活動に係る要員の適切性
・保安活動に係る計測・測定機器の適切性
・保安活動に係る調達管理の適切性
・保安活動に係る内容（工事管理実績）の適切性
・保安活動の結果判定（検査実績）の適切性（４）抜取立会検査の適用
抜取立会検査を適用する場合、検査実施要領書単位で検査項目ごとに１回以上の立会検査を行うことを原則として、個別の検査実施要領書で適用範囲を定める。
（５）申請者の立会い検査の実施にあたっては、原則、当該発電用原子炉施設を設置する者において、保安規定等により主任技術者の中から検査立会責任者が定められていることを確認したうえで、保安の確保のため、当該主任技術者に立会いを求めるものとする。なお、検査立会責任者は、ボイラー・タービン主任技術者、電気主任技術者又は発電用原子炉主任技術者が、検査事項に応じて基本的に以下の考え方で定められている。
①ボイラー・タービン主任技術者
・主として機械設備の構造、機能及び性能に係る事項
・プラント全体の機能及び性能に係る事項②発電用原子炉主任技術者
・原子炉の核的特性及び原子炉の性能に係る事項
・放射線物理、化学及び安全機能に係る事項
・プラント全体の機能及び性能に係る事項③電気主任技術者
・主として電気設備の構造、機能及び性能に係る事項
・プラント全体の機能及び性能に係る事項（６）検査実施中の検査実施要領書の不備への対応
検査実施中に検査実施要領書の不備が確認された場合は、以下の対応をとることとする。

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参考 2-1 -10-

・検査成績書の様式修正等、検査方法及び検査結果に影響を及ぼさない事案については、検査現場において検査官が検討し、適切な対応をとるものとする。なお、修正対応結果については、検査報告書等に記載することにより記録を残しておくこととする。
・検査手順の修正等、検査方法及び検査結果に影響を及ぼす事案については、検査を一時中断し、検査継続等について検査現場で検査官が検討する。なお、必要に応じて、ＰＷＲ・ＢＷＲ担当の首席原子力専門検査官、統括監視指導官又は上席原子力専門検査官（必要により検査技術担当を含む。）に相談することとする。また、検査を再開する場合には、修正対応結果については、検査報告書等に記載することにより記録を残しておくこととする。
（７）使用前検査成績書の作成
検査官は、個別の検査実施要領書に従って、検査を実施する都度、使用前検査成績書を作成する。なお、検査を複数回に分けて実施する場合には、検査を実施する
都度、検査記録を作成し、全ての検査が終了した時点で、それまでの検査記録をとりまとめて使用前検査成績書とすることができる。
検査において判明した不適合事象については、添付－４に示す考え方を踏まえ、使用前検査成績書に記載する。また、当該検査の結果について、申請者に対し説明したことを証するため、使用前検査成績書の所定の欄に申請者の検査立会責任者の署名及び押印を求めることとする。
（８）使用前検査成績書の提出等
検査官は、使用前検査を実施し、使用前検査成績書を作成した場合には、添付－４に示す様式に従って検査報告書を作成し、原子力規制庁原子力規制部検査グルー
プ専門検査部門企画調査官（検査技術担当）まで供覧し、ＰＷＲ・ＢＷＲ担当のプ
ラント担当者に提出する。ＰＷＲ・ＢＷＲ担当のプラント担当者は、提出された当該文書を保管することとする。
６．使用前検査の終了（１）使用前検査合格証の交付
当委員会は、実施した検査結果を受け、規則第１６条に掲げる検査事項について合格基準を満たすものと判断した場合には、申請のあった使用前検査に合格したものとし、規則第２１条の規定に基づき、添付－５に示す様式による使用前検査合格
証を、速やかに申請者に交付することとする。

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参考 2-1 -11-

Ⅳ

使用承認等
法第４３条の３の１１第１項の規定において、発電用原子炉施設は使用前検査に合格した後でなければ使用してはならないこととされているが、規則第１７条第１号から同条第５号までに例外が規定されている。これらの運用は以下のとおりとする。
１．試験使用承認等（１）試験使用の適用
規則第１７条第１号及び第２号の規定においては、使用前検査に合格する前に、試験のために使用する場合について規定している。なお、「試験使用」とは、使用前検査の対象である発電用原子炉施設について、発電用原子炉施設に対する検査（総合負荷性能検査を含む。）のために行う試験の際に、使用前検査対象の発電用原子炉施設に対して求められる機能が要求される状態において当該発電用原子炉施設を使用することをいう。
なお、具体的な考え方は以下に示す。
①新増設工事・使用前検査の対象である発電用原子炉施設において、設備の使用範囲が建設中のプラントに係るものであり、最終の使用前検査（規則第１６条の表第５号の工事の工程に係る使用前検査）に合格するまでの期間に設備を使用する場合。
②改造修理工事
・使用前検査の対象である発電用原子炉施設について、規則第１６条の表第５号の工事の工程に係る使用前検査までの期間において、試験のために使用する場合。
・使用前検査の対象である発電用原子炉施設のうち当該プラントの運転に直接関連する設備について、当該設備の使用前検査終了から合格証交付までの期間において設備を使用する場合。
（２）原子炉本体の試験使用に係る手続き
規則第１７条第１号の規定により原子炉本体を試験のために使用するための承認（試験使用承認）の申請書の提出を受けた場合に、その申請内容について保安の確保上支障がないと認められる場合には、使用の期間及び方法を記載した添付－６に示す様式１の承認書を交付することとする。

10
参考 2-1 -12-

２．一部使用承認（１）一部使用の適用
規則第１７条第３号の規定においては、使用前検査対象の発電用原子炉施設の一部分について工事が完了した場合に、試験使用とは別に、その完成した部分に求められる機能が要求される状態とする場合について規定している。
具体的な考え方は以下に示す。
①新増設工事・使用前検査の対象である発電用原子炉施設において、使用前検査終了から建設
中プラントの最終の使用前検査（規則第１６条の表第５号の工事の工程に係る使用前検査）に合格するまでの期間に、共用設備として建設プラント以外に設備を使用する場合。
・使用前検査の対象である発電用原子炉施設において、使用前検査合格証を発行する前に、試験のためではないが設備を使用する場合（例：新燃料を仮保管す
る新燃料仮貯蔵保管庫等の場合）。
②改造修理工事
・使用前検査の対象である発電用原子炉施設において、使用前検査が複数の定期検査にまたがる場合、又は設備が複数のプラントにまたがる場合（共用設備）
であって、工事の一部が完了した場合において、使用前検査合格証を発行する
前に、その部分を使用する場合（プラントの運転に直接関連する設備では、総合負荷性能検査終了後においてその設備を使用する必要がある場合に限る）。
（２）一部使用承認に係る手続き
規則第１７条第３号の規定に係る一部の完成した部分を使用するための承認（一部使用承認）の申請書の提出を受けた場合、その申請内容について確認し、申請部分を使用しなければならない特別の理由があるものと認められ、かつ、当該発電用原子炉施設に係る使用前検査の結果が合格基準を満たしていることを確認し、保安の確保上支障がないと認めた場合には、使用の期間及び方法を記載した添付－６に示す様式２の承認書を交付することとする。
３．使用前検査の省略指示
規則第１７条第４号の規定においては、発電用原子炉施設の設置の場所の状況又は工事の内容により支障がないと認められ、使用前検査を受けないで設備を使用することができる場合について規定している。「設置の場所の状況又は工事の内容により支障がない」とは、・既設のほかの発電用原子炉施設に影響を与えない設備の撤去の工事

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参考 2-1 -13-

・予備品の共用化又は所属替え等、工事計画の手続きのみで設備に対して加工等の変更を加えない場合（基本設計方針の変更に関する工事は除く。）等が該当する。
当委員会が、工事計画認可申請を認可又は工事計画届出がなされた際に、設置の場
所の状況又は工事の内容により支障がないと想定され、当該工事をしようとする者に設置の場所の状況又は工事の内容を確認し、支障がないと認められる場合には、規則
第１７条第４号の規定に基づき、当該工事をしようとする者に対して、当該工事計画の認可日又は届出の工事開始の制限期間が明ける日以降速やかに、法第４３条の３の１１第１項に規定する検査を受けないで使用することができる旨の指示を添付－６に示す様式３により行うこととする。

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参考 2-1 -14-

添付－１

検査項目及び立会区分

１．沸騰水型発電用原子炉（ＢＷＲ）（１）規則第１６条の表第１号の工事の工程に係る使用前検査【機器、構造物及び支持構造物】
立会区分
外観､
材料

寸法

組立･
据付

クラス１容器

原子炉圧力容器（原子炉容器等）

耐圧･
漏えい

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

クラス２容器/重大容器

事故等クラス１･２

圧力容器

容器③

熱交換器

クラス３容器

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

①

①

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

クラス３管

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

クラス４管

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

－

Ａ

Ａ

すべて

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

すべて

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

－

開放タンク

すべて
原子炉格納容器本

サンプ

体②
クラスＭＣ容器

上記以外のクラス
ＭＣ容器（格納容器
貫通部）

クラス１管
クラス２管/重大事
配管

故等クラス１･２管③

冷却材再循環ポン
クラス１ポンプ

プ（１次冷却材ポンプ）

ポンプ

クラス２ポンプ/重大事故等クラス１･
２ポンプ③
上記以外のポンプ13
参考 2-1 -15-

備考

[記号説明]
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記
録確認によっても差し支えないもの。
※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されているもの（同一仕様であって同一ラインで製造されたもの）は抜取立会検査でよいものとする。
また、Ａであっても高線量等の検査作業条
件により抜取立会検査とできるものとする。
[注]①溶接部の技術基準適合確認が行われている
場合はＡ/Ｂとする。
②原子炉格納容器本体のうち鉄筋コンクリー
トに関する検査区分
は添付－1の１.(１)【建物､構築物】による。
③同一機器で通常クラス
区分と重大事故クラス
区分が異なる場合、重要度区分が高い方の立会区分とする。

立会区分

弁

支持構造物

寸法

外観､
組立･
据付

耐圧･
漏えい

クラス１弁

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

クラス２弁/重
大事故等クラス
１･２弁③

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

上記以外の弁

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

－

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

Ｂ

Ａ

Ａ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

燃料取扱装置

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

使用済燃料貯蔵プール（ピット）

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

上記以外の設備

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

放射線モニタ

すべて

－

－

Ａ/Ｂ

－

堰その他の設備

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

クラス１支持構
造物
クラス２支持構
造物/重大事故
等クラス１･２支持構造物③
クラスＭＣ支持構造物
炉心支持構造物

安全弁・
逃がし弁

材料

安全弁等

クラス１機器用
安全弁等
クラス２機器用
安全弁等/重大事故等クラス
１･２機器用安
全弁③
その他安全弁等

重要施設の機器

機器又は構造物

重要施設以外の機器
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

圧力容器内部構
造物
圧力容器付属構
造物
制御棒、制御棒
駆動機構
上記以外の機器又は構造物

14
参考 2-1 -16-－④

備考
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ：抜取立会検査
ただし、その全数を記録
確認によっても差し支えないもの。
※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されているもの（同一仕様であって同一ラインで製造されたもの）は抜取立会検査でよいものとする。
また、Ａであっても高線量等の検査作業条件により抜取立会検査とできるものとする。
[注]③同一機器で通常クラス区分と重大事故クラス区分が異なる場合、重要度区分が高い方の立会区分とする。
④主蒸気逃がし安全弁については表の第３号の工事の工程に係る使用前検査
として動作検査及び漏えい検査を実施する。

[重要施設の定義]
重要施設は、次に掲げるものをいう。
（１）その設備の破損が冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
を引き起こす可能性のあるもの。
（２）冷却材喪失事故(ＬＯＣＡ)が生じた際の放射性物質の放散を防ぎ、又は緩和するために必要なもの。
（３）原子炉を停止させ、又は原子炉を安全停止状
態に維持するために必要なもの。

【建物、構築物】
立会区分
材料

原子炉本体
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

Ｂ

原子炉圧力容器基礎①
Ｂ

使用済燃料乾式貯蔵建屋①
Ｂ

生体遮蔽装置①

寸法､外観､
組立･据付
Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

放射線管理施設Ｂ

生体遮蔽装置（補助遮蔽）
放射性廃棄物の廃
棄施設①
Ｂ

固体廃棄物貯蔵庫①
Ｂ

原子炉格納施設基礎

原子炉格納施設①
Ｂ

外部遮蔽建屋①

原子炉格納容器（鉄筋コンクリート）

15
参考 2-1 -17-

Ｂ
①

備考

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認
によっても差し支えないもの。
[注]①フレッシュコンクリートの性状とコンクリート圧縮強度検
査はＡ/Ｂとする。

（２）規則第１６条の表第２号の工事の工程に係る使用前検査【蒸気タービン】
立会区分
一般事項
水圧

材料

寸法

外観

組立･
据付

仕様

基礎

蒸気タービン本体

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ｂ

蒸気タービンの管

－

－

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

－

－

－

Ｂ

－

－

Ａ

－

Ａ/Ｂ

－

－

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

－

－

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

－

Ａ/Ｂ

－

－

－

－

－

－

調速装置で制御される主要弁
蒸気タ 復水器
ービン 湿分分離器／湿分分離加熱器
蒸気タービンに附属する
管その他の機器

備考

試験[記号説明]
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。
※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されている
もの（同一仕様であって同一ラインで製造されたもの）は抜取立会検査にできるものとする。

【補助ボイラー】
立会区分
一般
事項

材料

寸法

外観

組立･ 耐圧･据付 漏えい

備考

仕様
補助ボイラー本体

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ/Ｂ

Ａ

補助ボイラー節炭器

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

－

－

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

補助ボイラー
安全弁

16
参考 2-1 -18-

[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。

（３）規則第１６条の表第３号、第４号及び第５号の工事の工程に係る使用前検査【設計基準対象施設】
検査対象設備（又は検査名）主蒸気系主蒸気逃がし
安全弁

主蒸気系主蒸気隔離弁

残留熱除去系

残留熱除去系（ＡＢＷＲ）

高圧炉心スプレイ系

低圧炉心スプレイ系

検査項目

工程

１．工場における作動検査及び漏えい検査
２．発電所における作動検査及び漏えい検査
３．系統機能検査（１）自動減圧系検査（２）逃がし弁機能検査
１．空気による格納容器内側主蒸気隔離弁（１）弁座の漏えい率検査
２．空気による格納容器外側主蒸気隔離弁（１）弁座の漏えい率検査
３．系統機能検査（１）自動隔離検査
ａ.論理回路検査
ｂ.隔離弁閉検査
１．系統機能検査（１）低圧注水系自動起動検査（２）格納容器スプレイ冷却系手動起動検査
ａ.サプレッションチェンバスプレイ検査
ｂ.ドライウェルスプレイノズル空気検査
２．系統運転性能検査（１）残留熱除去系ポンプ運転性能検査（２）ポンプ運転性能検査
１．系統機能検査（１）低圧注水系自動起動検査（２）格納容器スプレイ冷却系手動起動検査
ａ.サプレッションチェンバスプレイ検査
ｂ.ドライウェルスプレイノズル空気検査
２．系統運転性能検査（１）残留熱除去系ポンプ運転性能検査（２）機器運転性能検査

三
三

立会
区分
Ａ/Ｂ
Ａ

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

三

Ａ

三

Ａ

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ

三

Ａ/Ｂ

三
三

Ａ
Ａ

三
三

Ａ/Ｂ
Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三
三

Ａ
Ａ

三
三

Ａ/Ｂ
Ｂ

三
三

Ａ/Ｂ
Ｂ

三

Ａ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ

１．系統機能検査（１）自動起動検査（２）高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込弁切替検査
２．系統運転性能検査（１）高圧炉心スプレイ系ポンプ運転性能検査
１．系統機能検査（１）自動起動検査
２．系統運転性能検査（１）低圧炉心スプレイ系ポンプ運転性能検査17
参考 2-1 -19-

備考
[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

検査対象設備（又は検査名）

工程

検査項目

立会
区分

１．系統機能検査
高圧炉心注水系（ＡＢＷＲ）（１）自動起動検査

三Ａ/Ｂ（２）高圧炉心注水系ポンプ吸込弁切替検査

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

（１）自動起動回路検査

三Ａ/Ｂ（２）原子炉注水検査

三Ａ（３）原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込弁切替検査

三

Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

（１）安全保護系作動回路検査

三Ａ/Ｂ（２）原子炉格納容器隔離弁自動隔離検査

三Ａ/Ｂ（３）ＲＰＴ信号による再循環ポンプトリップ検査

三Ａ/Ｂ（１）安全保護系作動回路検査

三Ａ/Ｂ（２）原子炉格納容器隔離弁自動隔離検査

三Ａ/Ｂ（３）ＲＰＴ信号による再循環ポンプトリップ検査

三Ａ/Ｂ

１．系統機能検査（１）制御棒位置制御検査

三Ａ/Ｂ（２）原子炉スクラム検査

三Ａ/Ｂ（３）制御棒引抜き阻止検査

三Ａ/Ｂ（４）動力源喪失検査

三Ａ/Ｂ（５）安定性選択制御棒挿入機能検査

三Ａ/Ｂ（１）機器運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）制御棒位置制御検査

三Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）高圧炉心注水系ポンプ運転性能検査
１．系統機能検査

原子炉隔離時冷却系（ＡＢＷＲ）

２．系統運転性能検査（１）所内蒸気圧力約１．０ＭＰａにおける原子炉
隔離時冷却系ポンプ運転性能検査

格納容器内漏えい監視装置

１．系統機能検査（１）警報検査
１．系統機能検査

安全保護系及び再循
環流量制御

１．系統機能検査
安全保護系及び再循
環流量制御（ＡＢＷＲ）

制御棒駆動系

２．系統運転性能検査（２）原子炉スクラム検査

三Ａ/Ｂ

制御棒駆動系（３）制御棒引抜き阻止検査

三

Ａ/Ｂ（ＡＢＷＲ）（４）動力源喪失検査

三Ａ/Ｂ（５）安定性選択制御棒挿入機能検査

三Ａ/Ｂ（１）機器運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）原子炉注入検査

三Ａ/Ｂ（１）注入ポンプ運転性能検査

三Ｂ

３．ほう酸重量確認検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

２．系統運転性能検査

ほう酸水注入系

核計測装置

２．系統運転性能検査

２．性能検査（１）計測範囲確認検査18
参考 2-1 -20-

備考
Ａ：立会検査Ｂ：記録確認検査
Ａ/Ｂ：抜取立会検査

検査対象設備（又は検査名）
一次冷却材、原子炉格
納容器及び制御棒駆動
系計測装置

燃料取扱装置

燃料プール冷却浄化系

プロセス放射線モニタ
リング設備

エリア放射線モニタリ
ング設備

周辺モニタリング設備
及び移動式モニタリン
グ設備

非常用ガス処理系

中央制御室換気空調系

検査項目
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）計測範囲確認検査
１．系統機能検査（１）動力源喪失検査
２．系統運転性能検査（１）容量確認検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査（２）流量検査
１．系統機能検査（１）自動起動検査
２．性能検査（１）高性能粒子フィルタ性能検査
ａ．単体能力検査
ｂ．総合能力検査（２）チャコールエアフィルタ性能検査
ａ．放射性よう化メチル放射性よう素除去検査
ｂ．総合能力検査
１．系統機能検査（１）非常運転切替検査
２．性能検査（１）チャコールエアフィルタ性能検査
ａ．放射性よう化メチル放射性よう素除去検査
ｂ．総合能力検査19
参考 2-1 -21-

工程

立会
区分

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三
三

Ｂ
Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三
三

Ｂ
Ａ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ

三

Ａ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

検査対象設備（又は検査名）

検査項目

工程

立会
区分

１．系統機能検査
気体廃棄物処理系

液体廃棄物処理系

固体廃棄物処理系

漏えい検出装置
原子炉格納容器（漏えい率検査）
原子炉建屋原子炉棟（漏えい率検査）

可燃性ガス濃度制御系

真空破壊装置

非常用予備発電装置（１）排ガス系隔離検査（２）活性炭式希ガスホールドアップ塔機能検査
２．系統運転性能検査（１）気体廃棄物処理装置運転性能検査
１．系統機能検査（１）ポンプ自動起動検査（２）タンク流入弁自動切替検査（３）タンク（槽）受入自動停止検査
２．系統運転性能検査（１）液体廃棄物処理装置運転性能検査（２）ポンプ運転性能検査
１．系統機能検査（１）タンク（槽）受入自動停止検査
２．系統運転性能検査（１）固体廃棄物処理装置運転性検査
１．系統機能検査（１）ドレンサンプピット及びドレンサンプピッ
ト漏えい警報検査

三
三

Ａ
Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三
三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

三
三

Ｂ
Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

１．原子炉格納容器漏えい率検査

三Ａ

１．原子炉建屋原子炉棟漏えい率検査

三Ａ

１．系統機能検査（１）高温動作検査

三Ａ/Ｂ（１）再結合器性能検査
１．系統機能検査（１）真空破壊装置動作検査
１．外観検査

三

Ｂ

三
三

Ａ
Ａ

２．絶縁耐力検査

三Ａ/Ｂ

３．系統機能検査（１）警報検査（２）自動遮断検査（３）過速度トリップ検査（４）自動負荷投入検査

三
三
三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

（１）ディーゼル発電機運転性能検査

三Ａ/Ｂ（２）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

２．性能検査４．系統運転性能検査20
参考 2-1 -22-

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

工程

立会
区分

１．外観検査２．系統運転性能検査
１．外観検査計装用無停電交流
２．警報保護装置検査
電源装置
３．系統運転性能検査
１．機能・性能検査
中央制御室外原子炉停止（１）操作スイッチ健全性確認検査装置（２）手動操作器健全性確認検査

三
三
三
三
三

Ａ
Ｂ
Ａ
Ａ/Ｂ
Ｂ

三
三

Ｂ
Ｂ

総合設備検査※１

三

Ｂ

四

Ａ/Ｂ

四
四

Ａ
Ａ

四

Ｂ

四

Ｂ

四

Ａ

四

Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ａ

五

Ａ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ

五

Ｂ

検査対象設備（又は検査名）

検査項目

蓄電池

１．適合性確認検査記録等の確認検査

１．系統機能検査
原子炉冷却材の循環設備
バウンダリ構成確認検査※２
燃料装荷検査１．全燃料装荷後の炉内配置確認検査
停止余裕検査１．全燃料装荷時の停止余裕確認検査
１．原子炉圧力大気圧における制御棒連続駆動検制御棒駆動系検査
査
制御棒駆動系検査
１．原子炉圧力大気圧における制御棒連続駆動検（ＡＢＷＲ）
査
初臨界確認検査
１．初臨界時の実効増倍率測定検査
１．炉水温度５０℃付近における減速材温度係数
減速材温度係数測定検査
測定検査
１．原子炉圧力約６.９ＭＰａにおける制御棒連
続駆動検査
制御棒駆動系検査
２．原子炉圧力約６.９ＭＰａにおけるシングル
ロッドスクラム検査
１．原子炉圧力約７.１ＭＰａにおける制御棒連
続駆動検査
制御棒駆動系検査（ＡＢＷＲ）
２．原子炉圧力約７.１ＭＰａにおけるシング
ル・ペアロッドスクラム検査
１．原子炉停止中における自動起動検査
２．原子炉圧力約１.０ＭＰａにおける系統運転
原子炉隔離時冷却系検査
性能検査
３．原子炉圧力約６.９ＭＰａにおける系統運転
性能検査
原子炉隔離時冷却系検査 １．原子炉圧力約７.１ＭＰａにおける系統運転（ＡＢＷＲ）
性能検査
１．定格電気出力又は定格熱出力付近における原子炉冷却材再循環系運転性能検査
２．２０％電気出力における原子炉冷却材浄化
系統運転性能検査
系運転性能検査
３．２０％電気出力及び定格電気出力又は定格
熱出力における復水給水系運性能検査
１．５５％炉心流量における制御棒に対する中性子束応答検査
制御棒に対する中性子束
応答検査
２．定格電気出力又は定格熱出力における制御棒
に対する中性子束応答検査21
参考 2-1 -23-

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検※１:工事計画記載項
目(基本設計方針除く)のうち総合
設備検査以外の検査項目で確認されていない項目を対象とする。
※２:クラス1機器を対象とする。

検査対象設備(又は検査名)
圧力制御検査給水系検査

再循環流量制御検査
再循環ポンプトリップ
検査
再循環ポンプトリップ
検査（ＡＢＷＲ）
外部電源喪失検査

発電機負荷遮断検査（１００％タービンバ
イパスプラント）

発電機負荷遮断検査（部分容量タービンバ
イパスプラント）

プラントトリップ検査
主蒸気隔離弁全閉検査

検査項目
１．５５％炉心流量における主蒸気圧力設定
点変更検査
２．定格電気出力又は定格熱出力における主蒸気圧力設定点変更検査
１．５５％炉心流量における原子炉水位設定
点変更検査
２．定格電気出力又は定格熱出力における原子炉水位設定点変更検査
３．５５％炉心流量における原子炉給水ポン
プ予備機自動起動検査
１．５５％炉心流量における原子炉再循環ポ
ンプ速度設定点変更検査
２．定格電気出力又は定格熱出力における原
子炉再循環ポンプ速度設定点変更検査
１．定格電気出力又は定格熱出力における再循環ポンプ１台トリップ検査
１．定格電気出力又は定格熱出力における原
子炉冷却材再循環ポンプ３台トリップ検査
１．２０％電気出力における外部電源喪失検査
１．直結母線を直結変圧器から受電している状態での検査（１）２０％電気出力における発電機負荷遮断検査（２）５０％電気出力における発電機負荷遮断検査（３）７５％電気出力における発電機負荷遮断検査（４）定格電気出力又は定格熱出力における発電機負荷遮断検査
２．直結母線を起動変圧器から受電している状態での検査（１）定格電気出力又は定格熱出力における発電機負荷遮断検査
１．発電機負荷遮断検査（１）２０％電気出力における発電機負荷遮断検査（２）５０％電気出力における発電機負荷遮断検査（３）７５％電気出力における発電機負荷遮断検査（４）定格電気出力又は定格熱出力における発電機負荷遮断検査
１．５０％電気出力におけるプラントトリッ
プ検査
１．定格電気出力又は定格熱出力における主蒸気隔離弁全閉検査

22
参考 2-1 -24-

工程

立会
区分

備考

五

Ａ

Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

五

Ｂ

五

Ａ

五

Ｂ

五

Ａ/Ｂ

五

Ａ

五

Ｂ

五

Ａ

五

Ａ

五

Ａ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ａ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ｂ

五

Ａ

五

Ａ

五

Ａ

検査項目

工程

立会
区分

備考

１．定格電気出力又は定格熱出力における原子
炉関係検査

五

Ａ

Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

２．定格電気出力又は定格熱出力における蒸気タービン関係検査

五Ａ

１．定格電気出力又は定格熱出力における放射
線関係検査

五

Ａ

（１）吊上げ荷重検査

五Ｂ（２）伝熱検査

五Ｂ（３）気密漏えい検査

五Ａ/Ｂ（４）未臨界検査

五Ａ/Ｂ（５）模擬燃料集合体挿入検査

五Ａ/Ｂ（６）外観検査五Ａ（１）油ポンプ自動起動検査

五Ａ/Ｂ（２）タービントリップインターロック検査

五Ａ/Ｂ（１）調速装置作動範囲検査

五Ａ（２）非常調速装置検査

五Ａ（３）モータサクション油ポンプ自動起動検査

五Ａ

１．警報・インターロック検査

五Ａ/Ｂ

２．安全弁作動検査

五Ａ/Ｂ

３．環境関係測定検査

五Ａ/Ｂ

４．連続負荷検査五Ａ

検査対象設備(又は検査名)

負荷検査（その１）

負荷検査（その２）

１．機能検査使用済燃料貯蔵設備

１．タービン保安装置検査（停止中）
タービン保安装置検査（停止中）

１．タービン保安装置検査（無負荷運転中）
タービン保安装置検査（無負荷運転中）

補助ボイラー23
参考 2-1 -25-

【重大事故等対処施設】
検査項目

検査対象施設核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設､原子機能・性能検査

炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射・系統機能検査

性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設、原・系統運転性能検査

子炉格納施設、非常用電源設備、常用電源・適合性確認検査記録の確認検査

設備、火災防護設備浸水防護施設、補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）、非常用取水設備、敷地内土木構造物及び緊急時対策所

24
参考 2-1 -26-

工程

立会区分

三

立 会 又 は 記録 確 認 による検査(可搬型であって、複数の敷設ルー
ト が 設 定 され る 場 合は、１ルート以上の立会とする。)

四五

２．加圧水型発電用原子炉（ＰＷＲ）（１）規則第１６条の表第１号の工事の工程に係る使用前検査【機器、構造物及び支持構造物】
立会区分
外観､
材料

寸法

組立･
据付

原子炉圧力容器

耐圧･
漏えい

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

①

①

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

クラス３管

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

クラス４管

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

－

Ａ

Ａ

すべて

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

すべて

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

－

クラス１容器（原子炉容器等）

クラス２容器/容器

重大事故等クラ圧力容器

ス１･２容器③熱交換器

クラス３容器

開放タンク

原子炉格納容器本体

サンプ②
クラスＭＣ容器

上記以外のクラスＭ
Ｃ容器（貫通部ベロ
ーズ）

クラス１管
クラス２管/重
大事故等クラス
配管

１･２管③

共通

クラス１ポンプ

原子炉格納容器貫通
部配管
冷却材再循環ポンプ（１次冷却材ポンプ）

クラス２ポンプ
ポンプ/重大事故等クラス１･２ポンプ③
上記以外のポンプ

25
参考 2-1 -27-

備考

[記号説明]
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。
※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されている
もの(同一仕様であって同一ラインで製造されたもの)は抜取立会検査でよいものとする。
また、Ａであっても高線量等の検査
作業条件により抜取立会検査とできるものとする。
[注]①溶接部の技術基準
適合確認が行われている場合はＡ/Ｂとする。
②原子炉格納容器本体のうち鉄筋コン
クリートに関する検査区分は添付－
１の２．(１)【建物 ､構 築 物 】 に よる。
③同一機器で通常クラス区分と重大事
故クラス区分が異なる場合、重要度
区分が高い方の検査区分とする。

立会区分
外観､
耐圧･
組立･
漏えい
据付

材料

寸法

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ

クラス２弁/重大事故等
すべて
クラス１･２弁③

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

上記以外の弁

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

－

クラス１支持構造物

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

クラス２支持構造物/重大事故等クラス１･２支 すべて
持構造物③

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

クラスＭＣ支持構造物

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

－

炉心支持構造物

すべて

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

クラス１機器用安全弁等

Ｂ

Ａ

Ａ

クラス２機器用安全弁等/
重大事故等クラス１・２機
器用安全弁③

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

その他安全弁等

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

圧力容器内部構造物

Ｂ

Ａ

Ａ

－

圧力容器付属構造物

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

クラス１弁
弁
支持構造 物
安全弁・逃がし弁

安全弁等

－
④

重要施設の機器

機器又は構造物

制御棒、制御棒駆動機構

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

上記以外の機器又は構造物

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

燃料取扱装置

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

使用済燃料貯蔵プール
（ピット）

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ａ

上記以外の設備

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

放射線モニタ

すべて

－

－

Ａ/Ｂ

－

堰その他の設備

すべて

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

重要施設以外の機器

核燃料物質の取扱施設
及び貯蔵施設26
参考 2-1 -28-

備考

[記号説明]
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。
※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されているもの(同一仕様であって同一ラインで製造されたもの)は抜取立会検査でよいものとする。
また、Ａであっても高線量等の検査作業条件により抜取立会検査とできるものとする。
[注]③同一機器で通常クラス
区分と重大事故クラス
区分が異なる場合、重要度区分が高い方の検査区分とする。
④主蒸気安全弁、加圧器
安全弁及び真空逃がし弁については表の第３号の工事の工程に係る使用前検査として動作検査及び漏
えい検査を実施する。
[重要施設の定義]
重要施設は、次に掲げるものをいう。
（１）その設備の破損が冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を引き起こす可能性のあるもの。
（２）冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が生じた際の放射性物質の放散を防ぎ、又は緩和するために必要なもの。
（３）原子炉を停止させ、又は原子炉を安全停止
状態に維持するために必要なもの。

【建物、構築物】
立会区分
材料

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

使用済燃料乾式貯蔵建屋

Ｂ①
Ｂ

生体遮蔽装置①

寸法､外観､
組立･据付

Ａ/Ｂ

Ｂ
①
Ｂ

放射性廃棄物の廃棄施設 固体廃棄物貯蔵庫①
Ｂ

原子炉格納施設基礎①
Ｂ

外部遮蔽建屋

①

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

原子炉格納施設
原子炉格納容器（鉄筋コンクリ

Ｂ

ート）

①
Ｂ

アニュラス区画構造物①

27
参考 2-1 -29-

[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録
確認によっても差し支えないもの。

Ａ/Ｂ

放射線管理施設
生体遮蔽装置（補助遮蔽）

備考

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

[注]
①フレッシュコンクリートの性状とコンクリート圧
縮強度検査はＡ/Ｂとする。

（２）規則第１６条の表第２号の工事の工程に係る使用前検査【蒸気タービン】
立会区分
一般事項
水圧

材料

寸法

外観

組立･
据付

仕様

基礎

蒸気タービン本体

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

Ｂ

蒸気タービンの管

－

－

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

－

－

－

Ｂ

－

－

Ａ

－

Ａ/Ｂ

－

－

Ｂ

－

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ｂ

－

－

－

Ｂ

Ａ/Ｂ

－

－

Ａ/Ｂ

－

－

－

－

－

－

調速装置で制御される
蒸気タービン

主要弁
復水器
湿分分離器／湿分分離
加熱器
蒸気タービンに附属する管その他の機器

備考

試験[記号説明]
Ａ:立会検査※Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査（ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。）※:Ａであっても個数が多く、かつ、定型化されているもの（同一仕様であって同一ラインで製造されたもの）は抜取立会検査にできるものとする。

【補助ボイラー】
立会区分
一般
事項

材料

寸法

外観

組立･ 耐圧･据付 漏えい

備考

仕様
補助ボイラー

補助ボイラー本体

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ

Ａ/Ｂ

Ａ

補助ボイラー節炭器

Ａ/Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

－

－

－

Ａ/Ｂ

Ａ/Ｂ

Ａ

安全弁

28
参考 2-1 -30-

[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査
ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。

（３）規則第１６条の表第３号、４号及び第５号の工事の工程に係る使用前検査【設計基準対象施設】
検査対象設備(又は検査名)加圧器安全弁加圧器圧力・水位制御系

化学体積制御系

安全注入系

余熱除去系

原子炉補機冷却水及び
海水系

工程

立会
区分

備考

１．工場における作動検査及び漏えい検査（１）窒素ガスによる漏えい検査（２）蒸気による作動及び漏えい検査

三
三

Ｂ
Ａ/Ｂ

[記号説明]
Ａ：立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

２．発電所における作動検査及び漏えい検査（１）窒素ガスによる作動及び漏えい検査

三

Ａ

三
三

Ａ
Ａ

三
三

Ａ
Ａ

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査（２）体積制御タンク水位制御検査

三
三

Ａ
Ａ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査（２）高圧注入モード検査（３）低圧注入モード検査（４）再循環モード検査（５）蓄圧タンク放水検査

三
三
三
三
三

Ａ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ａ/Ｂ

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査（その１）（２）警報インターロック検査（その２）

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

１．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

１．工場における作動検査及び漏えい検査（１）窒素ガスによる漏えい検査（２）油圧ジャッキによる作動検査（３）蒸気による作動及び漏えい検査

三
三
三

Ｂ
Ｂ
Ａ/Ｂ

２．発電所における作動検査及び漏えい検査（１）窒素ガスによる漏えい検査（２）油圧ジャッキによる作動検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

検査項目

１．系統機能検査（１）加圧器圧力制御検査
ａ．警報インターロック検査
ｂ．圧力制御検査（２）加圧器水位制御検査
ａ．警報インターロック検査
ｂ．水位制御検査

主蒸気安全弁

29
参考 2-1 -31-

検査項目

工程

立会
区分

１．系統機能検査（１）原子炉保護設備ロジック回路動作検査（２）工学的安全施設作動設備ロジック回路動作検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

２．検出要素設定値確認検査（１）原子炉保護回路設定値確認検査（２）工学的安全施設作動回路設定値確認検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三Ａ/Ｂ

２．性能検査（１）計測範囲確認検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）希釈制御検査（２）急速希釈制御検査（３）濃縮制御検査（４）自動補給制御検査（５）手動補給制御検査

三
三
三
三
三

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）動力源喪失検査（２）過荷重検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ

２．系統運転性能検査（１）容量確認検査

三Ａ/Ｂ

１．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査

三Ｂ

２．系統機能検査（１）警報検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三Ａ/Ｂ

２．性能検査（１）校正検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三Ａ/Ｂ

２．性能検査（１）校正検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三Ａ/Ｂ

２．性能検査（１）校正検査三Ｂ

検査対象設備(又は検査名)

安全保護系

核計測装置

原子炉補給水系

燃料取扱装置

使用済燃料ピット
水浄化冷却系

エリアモニタリン
グ設備

プロセスモニタリ
ング設備

周辺モニタリング
設備及び移動式モニタリング設備30
参考 2-1 -32-

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

工程

立会
区分

備考

三

Ａ/Ｂ

Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ｂ

三
三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ｂ

１．系統機能検査（１）タンク流入弁自動切替検査（２）ポンプ自動起動検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）液体廃棄物処理装置運転性能検査（２）ポンプ運転性能検査

三
三

Ｂ
Ｂ

１．系統機能検査（１）タンク流入弁自動切替検査（２）活性炭式希ガスホールドアップ装置機能検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）気体廃棄物処理装置運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）タンク受入自動停止検査

三Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）固体廃棄物処理装置運転性能検査

三Ｂ

１．系統機能検査（１）警報検査

三Ａ/Ｂ

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査

三Ａ

２．系統運転性能検査（１）格納容器スプレイノズル検査（２）ポンプ運転性能検査

三
三

Ａ
Ａ/Ｂ

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査

三Ａ

１．工場における作動検査及び漏えい検査（１）作動及び流量測定検査（２）漏えい検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ｂ

２．発電所における作動検査及び漏えい検査（２）作動検査（３）漏えい検査

三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

１．漏えい率検査

三Ａ

検査対象設備(又は検査名)検査項目
１．系統機能検査（１）インターロック検査

換気空調設備

液体廃棄物処理系

気体廃棄物処理系

固体廃棄物処理系

漏えい検出装置

格納容器スプレイ系

格納容器隔離弁

真空逃がし装置

原子炉格納容器

２．系統運転性能検査（１）アニュラス負圧検査（２）ファン運転性能検査
３．性能検査（１）工場におけるよう素フィルタ性能検査（２）発電所におけるよう素フィルタ性能検査（３）微粒子フィルタ性能検査

31
参考 2-1 -33-

検査対象設備(又は検査名)

主給水系

補助給水系

蓄電池（非常用）

計装用インバータ

非常用予備発電装置

工程

１．系統機能検査（１）警報インターロック検査

三

Ａ/Ｂ

三

Ｂ

三

Ａ/Ｂ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査
１．外観検査三

Ｂ三

Ａ

２．系統運転性能検査

三Ｂ

１．外観検査２．警報保護装置検査

三
三

Ａ
Ａ/Ｂ

３．系統運転性能検査

三Ｂ

１．外観検査三

Ａ

２．絶縁耐力検査

三

Ａ/Ｂ

三
三
三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ

三

Ａ/Ｂ

三
三

Ｂ
Ｂ

三

Ｂ

四

Ａ/Ｂ

四

Ａ

２．全燃料装荷後の炉内配置確認検査（制御棒クラス
タ、バーナブルポイズン）

四Ｂ

１．高温停止状態における制御棒クラスタ落下時間測
定検査

四

Ａ

四
四

Ｂ
Ｂ

四

Ｂ

四

Ｂ

四

Ｂ

四

Ｂ

２．系統運転性能検査（１）ポンプ運転性能検査
１．系統機能検査（１）インターロック検査

３．系統機能検査（１）警報検査（２）インターロック検査（３）自動負荷検査
４．系統運転性能検査（１）ディーゼル発電機運転性能検査

中央制御室外原子炉停止装置

１．機能・性能検査（１）操作スイッチ健全性確認検査（２）手動操作器健全性確認検査

総合設備検査※１

１．適合性確認記録等の確認検査

一次冷却材の循環設備

燃料装荷検査

制御棒駆動装置検査

加圧器スプレイ検査

制御棒クラスタ操作
範囲監視検査

立会
区分

検査項目

１．系統機能検査（１）バウンダリ構成確認検査※２
１．全燃料装荷後の炉内配置確認検査（燃料集合体、
中性子源及びシンブルプラグアセンブリ）

２．高温停止状態における制御棒クラスタ操作検査（１）バンク単独操作検査（２）バンクオーバーラップ操作検査
１.高温停止状態における加圧器連続スプレイ確認検査２.高温停止状態における加圧器スプレイ性能確認検査
３.高温停止状態における加圧器ヒータ性能確認検査
１.高温停止状態における警報装置

32
参考 2-1 -34-

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査※１:工事計画記載項目(基本設
計方針除く)の
うち総合設備検
査以外の検査項
目で確認されていない項目を対象とする。
※２:クラス 1 機器を対象とする。

検査対象設備(又は検査名)総合インターロック
検査

減速材温度係数測定
検査
停止余裕検査

工程

立会
区分

備考

四

Ａ

Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査

四

Ａ

四

Ａ

四

Ａ

１.高温零出力状態における原子炉停止余裕検査

四Ａ

２.高温零出力状態におけるほう酸貯蔵量確認検査

四

Ａ

四

Ａ/Ｂ

五

Ａ

五

Ａ

１.３０％電気出力における外部電源喪失検査

五Ａ

１.３０％電気出力における発電機負荷遮断検査

五Ｂ

２.５０％電気出力における発電機負荷遮断検査

五Ｂ

３.７５％電気出力における発電機負荷遮断検査

五Ｂ

４.定格電気出力における発電機負荷遮断検査五Ａ

１.タービン保安装置検査（停止中）（１）油ポンプ自動起動検査（２）タービントリップインターロック検査

五
五

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

（１）調速装置作動範囲検査（２）非常調速装置検査（３）モータサクション油ポンプ自動起動検査

五
五
五

Ａ
Ａ
Ａ

１.定格電気出力又は定格熱出力における原子炉関係検査（１）連続運転検査（２）化学及び放射化学検査

五
五
五

Ａ
Ａ

検査項目
１.低温停止状態における原子炉トリップによるタービ
ン、発電機トリップ検査
２.低温停止状態におけるタービントリップによる原子炉、発電機トリップ検査
３.低温停止状態における発電機トリップによる原子炉、タービントリップ検査
１.高温零出力状態における減速材温度係数測定検査

臨界ボロン濃度測定
検査

１.高温零出力状態における臨界ボロン濃度測定検査

負荷変動検査１.定格電気出力における５０％負荷減少検査

プラントトリップ検査
外部電源喪失検査

１.５０％電気出力におけるプラントトリップ検査

発電機負荷遮断検査

タービン保安装置検査（停止中）

１.タービン保安装置検査（無負荷運転中）
タービン保安装置検査（無負荷運転中）

負荷検査（その１）

五

Ｂ
Ｂ

五

Ａ

五

Ａ

１．機能検査（１）吊上げ荷重検査（２）伝熱検査（３）気密漏えい検査（４）未臨界検査（５）模擬燃料集合体挿入検査（６）外観検査

五
五
五
五
五
五

Ｂ
Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ

１．警報・インターロック検査

五Ａ/Ｂ

２．安全弁作動検査

五Ａ/Ｂ

３．環境関係測定検査（注）五Ａ/Ｂ

４．連続負荷検査

五Ａ（３）１次冷却材流量測定検査（４）出力分布測定検査
２.定格電気出力又は定格熱出力における蒸気タービン
関係検査

負荷検査（その２）

燃料取扱装置／生体遮蔽装置

補助ボイラー

１.定格電気出力又は定格熱出力における放射線関係検査（注）電気ボイラーについては、環境関係測定検査は該当なし。

33
参考 2-1 -35-

【重大事故等対処施設】
設備名、系統名、検査名
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵設備
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設
備
化学体積制御設備
原子炉補機冷却設備
蒸気タービンの附属設備

計測制御系統施設

制御方式及び制御方法
工学的安全施設等の作動信号

計測装置
制御用空気設備

放射線管理施設

放射線管理用計測装置
換気設備

圧力低減設備その他の安全設備
原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備
水素再結合装置
電気式水素燃焼装置

その他発電用原子炉の附属施設

非常用電源設備
内燃機関
ガスタービン
発電機

その他の電源装置（非常用）
無停電電源装置
蓄電池
可搬型バッテリ

検査項目
系統機能検査・警報検査・放水検査・スプレイ検査
系統性能検査・運転性能検査・計測範囲確認検査
・容量確認検査
系統機能検査・通水検査
系統性能検査・運転性能検査・容量確認検査
系統機能検査・バウンダリ構成確認検査※１
設定値確認検査・作動回路設定値確認検査
系統機能検査・ロジック回路動作検査
・警報検査
・機能確認検査
性能検査
・計測範囲確認検査
系統機能検査・系統機能検査
性能検査
・校正検査
系統性能検査・運転性能検査
性能検査
・フィルタ性能検査
系統機能検査・容量確認検査・放水検査
・通水検査
系統性能検査・運転性能検査
性能検査
・触媒反応確認検査
・電気容量確認検査
・触媒重量確認検査
外観検査

工程

立会
区分

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

四

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三
(四)

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

三
Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

三

Ａ/Ｂ

外観検査

三

Ａ/Ｂ

性能検査
・運転性能検査

三Ａ/Ｂ

絶縁耐力検査機能検査
・警報検査
・インターロック検査
性能検査
・運転性能検査34
参考 2-1 -36-

備考
[記号説明]
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査(既設の設備等で、記録により技術基準への適合性が確認できる場合
は全数記録確認とする
ことができる。)※１:クラス 1 機器を対象とする。

設備名、系統名、検査名

検査項目

その他発 電用原 子炉の 附属 施 設

非常用電源設備
燃料設備
補機駆動用燃料設備
燃料貯蔵設備

系統性能検査・運転性能検査
・燃料給油検査・容量確認検査

火災防護設備火災区域（区画）構造物
浸水防護施設防水区画構造物
防護壁
竪坑蓋
水密扉
非常用取水設備
貯留堰
取水口
火災防護設備
消火設備

性能検査
・材料検査
・寸法検査
・外観検査
・組立･据付検査
・容量確認検査

工程

三

三

立会
区分
Ａ/Ｂ

Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ
Ａ/Ｂ

性能検査
・運転性能検査
・通水検査

三

Ａ/Ｂ

総合設備検査※１

適合性確認記録の確認検査

三

Ｂ

負荷検査

負荷検査
・連続運転検査・一次冷却材流量測定検査

五

Ａ

35
参考 2-1 -37-

備考
Ａ:立会検査Ｂ:記録確認検査
Ａ/Ｂ:抜取立会検査（既設の設備等で、記録により技術基準への適合性が確認できる場合は全数記
録確認とすることができる。）※１：工事計画記載項目（基本設計方針除く）のうち総合設備検査以外の検査項目で確認されていない項目を対象
とする。

添付－２

使用前検査申請書の様式
使用前検査申請書
年月日

原子力規制委員会 殿

住

所

氏

名 （名称及び代表者の氏名）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第４３条の３の１１第１項の規定により次のとおり使用前検査を受けたいので申請します。
氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
発電用原子炉施設の設置又は変更の工事に係る工場又は事業所の名称及び所在地申請に係る発電用原子炉施設の概要
法第４３条の３の９第１項若しくは第２項の認可年月日及び認可番号又は法第４３条の３の１０第１項の規定による届出をした年月日
検査を受けようとする工事の工程、期日及び場所
申請に係る発電用原子炉施設の使用の開始の予定時期（手数料 ○○円）
備考 用紙の大きさは、日本産業規格Ａ４とすること。

36
参考 2-1 -38-

添付－３

使用前検査実施要領書の様式○○株式会社○○発電所 第○号機（工事の工程）に係る使用前検査実施要領書

施設

名 ：（規則別表第１の「工事の種類」の区分を記載）

系

統

名 ：（規則別表第１の中欄又は下欄の区分を参考に記載）※（要領書番号を記載）

平成

年

月

原子力規制委員会※ 検査内容により記載が適当でない場合、省略しても良い。

37
参考 2-1 -39-

改訂履歴○○電力株式会社○○発電所第○号機（工事の工程）に係る検査実施要領書

施設 名： ○○○○

要領書番号： ○○○○

回

年月 日

改訂箇所、改訂内容及び改訂理由38
参考 2-1 -40-

Ⅰ

検査目的及び項目※工事概要を記載のうえ、検査範囲の発電用原子炉施設の工事が認可又は届出された工事計画に従って行われたものであること及び技術基準に適合することを確認するものであることを記載し、該当する技術基準の条項を記載。
Ⅱ

検査場所※検査場所の名称及び住所を記載。

Ⅲ

検査範囲
１．検査対象施設及び範囲※検査範囲に係る工事計画記載事項を記載し、検査範囲図等を添付。
２．工事計画認可・届出関係※検査に係る工事計画の認可申請書・届出書等の年月日及び記番号を記載。

Ⅳ

検査方法

※検査事項ごとに、検査前確認事項及び検査手順（判定方法含む）等を記載し、検査時の系統構成及び使用前検査成績書様式（別紙１）等を添付。
Ⅴ. 判定基準39
参考 2-1 -41-

別紙１○○株式会社○○発電所第○号機（工事の工程）に係る使用前検査成績書

施設

名：（規則別表第１の「工事の種類」の区分を記載）

系

統

名 ：（規則別表第１の中欄又は下欄の区分を参考に記載）※（必要に応じ、要領書番号を記載）

平 成

年

月

原子力規制委員会※ 検査内容により記載が適当でない場合、省略しても良い。
40
参考 2-1 -42-

使 用 前 検 査 成 績 書

１．発 電 所 名○○株式会社 ○○発電所第○号機

２．検 査 の 種 類（工事の工程）に係る使用前検査

３．検 査 申 請

使用前検査申請番号（番号） （（申請年月日））

４．検 査 期 日

５．検 査 場 所

自

年

月

日

至

年

月

日

（検査場所名称）（検査場所住所）

６．検 査 範 囲

（施設名）（系統名）（検査対象設備）

７．検

査

結

果

検査結果一覧表のとおり

41
参考 2-1 -43-

検査結果一覧表

検 査 項 目

検査結果

原子力施設検査官
年月

検査立会責任者

日

年

月

日

○○主任技術者

印○○検査

印

８．特 記 事 項

９．添 付 資 料（１）○○発電所第○号機

使用前検査記録（２）検査用計器一覧表42
参考 2-1 -44-

印

添付資料－（１）○○発電所第○号機

使用前検査記録系 統 名：○○施設
検査項目：○○検査
検査年月日：

年月日〔検査場所：○○株式会社○○発電所〕（１）検査前確認事項
確認事項

確認方法

確認対象

結果

備考

（２）検査記録
項目

判定基準

○○検査

43
参考 2-1 -45-

結果

備考

添付資料－（２）

検査用計器一覧表
検査年月日：

年

月

恒設計器
測定項目

機器名称

計器番号

測定範囲

精度＊

測定範囲

精度＊

校正年月日
校正有効期限備考＊：原則ループ精度を示す。

仮設計器
測定項目

機器名称

管理番号

＊：原則ループ精度を示す。

44
参考 2-1 -46-

校正年月日
校正有効期限

備考

日

添付－４

検査報告書の様式
年月日

検 査 報 告 書
原子力規制委員会 殿

原子力施設検査官 ○○ ○○環境技官 ○○ ○○私達は命により、○○株式会社から使用前検査申請のあった○○発電所第○号機（検査対象施設名）に対し、[年号]○年○月○日から○月○日に検査を行いましたので、その結果を報告します。

45
参考 2-1 -47-

（検査において判明した不適合事象等の記載の考え方）
技術基準適合性に影響を与え得る不適合事象が確認された場合、使用前検査成績書の所要の欄（以下「所要の欄」という。）に記載することとし、影響を与えない要領
書の誤記、細かな受検者の運用方法については記載しないこととする。
技術基準適合性に影響を与え得る不適合事象としては、検査者による記録が技術的に問題なもの（直接的に影響を与え得る事項）と品質管理等が問題なもの（間接的に影響を与え得る事項）が考えられる。
また、保安上の不適合事象については、速やかに現地事務所の保安検査官に連絡して対応を引き継ぐものとし、事実関係の概要と保安検査官への引き継ぎ状況を所要の欄に記載することとする。同様に、品質管理上の不適合事象についても、必要に応じ、保安検査等において原因分析及び是正処置等の妥当性確認を行うこととし、不適合事
象の事実関係等を簡潔に所要の欄に記載することとする。

46
参考 2-1 -48-

添付－５

使用前検査合格証の様式

使 用 前 検 査 合 格 証
番号○○株式会社（代表者役職名及び氏名） 殿[年号]○○年○月○日付け○○○号をもって申請がありました発電用原子炉施設については、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の１
１第１項の規定に基づき、合格とします。

[年号]

年

月

日

原子力規制委員会

47
参考 2-1 -49-

添付－６

使用承認等の様式

様式１（試験使用承認書）
番 号
年月日○○株式会社（代表者役職名及び氏名）

殿
原子力規制委員会○○発電所第○号機の試験使用承認について[年号]○年○月○日付け○○○号をもって申請がありました上記の件については、
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第１７条第１号の規定に基づき、下記のとおり承認します。
記
１．対象設備
原子炉本体
２．使用期間自：[年号]○年○月○日以降であって、原子炉を臨界にさせる前に必要なすべての検査が終了した時
至：[年号]○年○月○日付け（番号）をもって認可した（届出があった）発電用
原子炉施設に対する核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の１１第１項の使用前検査の合格日
３．使用の方法（使用方法記載）48
参考 2-1 -50-

様式２（一部使用承認書）
番 号
年月日○○株式会社（代表者役職名及び氏名）

殿
原子力規制委員会○○発電所第○号機の一部使用承認について[年号]○年○月○日付け○○○号をもって申請がありました上記の件については、
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第１７条第３号の規定に基づき、下記のとおり承認します。
記
１．対象設備（対象設備名を記載）
２．使用期間自：[年号]○年○月○日
至：[年号]○年○月○日付け（番号）をもって認可した（届出があった）発電用
原子炉施設に対する核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の１１第１項の使用前検査の合格日
３．使用の方法（使用方法記載）49
参考 2-1 -51-

様式３（検査省略に係る指示書）
番

号

年月日
○○株式会社（代表者役職名及び氏名）

殿
原子力規制委員会○○発電所第○号機の使用前検査の省略について[年号]○年○月○日付け（番号）をもって認可しました（核原料物質、核燃料物質
及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の１０第１項の規定に基づき届出がありました）工事計画に係る発電用原子炉施設については、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第１７条第４号の規定に基づき、下記のとおり指示します。
記
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の１１第１項の検査を受けないで使用して差し支えない。

50
参考 2-1 -52-

参考資料２－２

原子力設備に関する使用前検査要領（電気事業法施行規則第 69 条第１号イ関係）

ＢＷＲ

平成１３年３月

原子力発電検査課

参考 2-2 -1-

目

次
頁

Ⅰ．使用前検査の目的…………………………

１

Ⅱ．使用前検査の範囲…………………………

２………………………

３

Ⅳ．使用前検査の検査項目…………………………

４

Ⅴ．使用前検査の運用…………………………

６

Ⅲ．使用前検査の時期及び場所

Ⅵ．使用前検査項目の重要度によるクラス分け及び立会区分…

７…………………

１０

Ⅷ．検査対象別検査要領…………………………

１１

１．機器、構造物…………………………

１１

２．建物、構築物…………………………

３９

３．基礎基盤…………………………

４４

４．支持構造物…………………………

４９

Ⅸ．使用前検査成績書…………………………

５０

Ⅹ．参考資料…………………………

７２………………………

７３

２．電気事業法関係事務の委任に伴う取扱いについて…………

７４

３．系統概要（ＢＷＲ・ＡＢＷＲ）…………………………

７６

４．イ項使用前検査寸法検査許容範囲の考え方（例）…………

８０

５．使用前検査イ項要領書作成方法

８８

Ⅶ．記録確認検査を行うにあたっての留意事項

１．電気事業法関係事務の委任について……………………………

参考 2-2 -2-

Ⅰ．使用前検査の目的
使用前検査は、電気事業法第 47 条の認可を受けた電気工作物及び同法第 48 条の届出をした電気工作物の工事が認可又は届出された工事計画に従って行われているか、またその電気工作物が技術基準に適合しないものでないことを確認するため、同法第 49 条に基づいて行うものである。
使用前検査を行うにあたり、工事の実施中に検査をしなければ、同法 49 条第 2 項の合格基準に適合しているか否かを判断することができない事項もあるので、同法施行規則
第 69 条による工事の工程毎に検査を行うものである。
そのうち、同法施行規則第 69 条第１号イに係る使用前検査（以下「使用前検査」という）は、構造＊、強度又は漏えいに係わる試験をすることができる状態になった時に実施し、その目的は、
１ 認可した工事の計画、又は届出された工事の計画に従って行われたものであること。
２ 経済産業省令で定める技術基準に適合しないものでないこと。
等について確認することにある。
＊ここでいう構造とは、材料を含む。
以下、検査項目としては、材料と構造を分離して扱うものとする。

1
参考 2-2 -3-

Ⅱ．使用前検査の範囲
使用前検査の範囲は、原則として工事計画書に記載された下記設備とし、詳細は検査
対象別検査要領による。
原子炉本体
原子炉冷却系統設備
計測制御系統設備
燃料設備
放射線管理設備
廃棄設備
原子炉格納施設
なお、上記系統設備の機器及び建物、構築物のうち下記の検査項目はハ項使用前検査
項目として取り扱うものとする。
１

主蒸気逃がし安全弁類の動作検査及び漏えい検査

２

主蒸気隔離弁弁座の漏えい率検査

３

原子炉格納容器漏えい率検査４

原子炉建屋原子炉棟漏えい率検査

また、次のものにあっては上記検査対象設備に関連し、設備の重要性から特に検査を行うものとする。
１

原子炉格納施設基礎基盤

２

原子炉圧力容器基礎（ＢＷＲのＲＰＶペデスタル）

３

支持構造物
（１） 耐震Ａクラス以上で工事計画書に記載された配管のうち、耐震計算書対象の範囲（口径 65Ａ以上の配管、制御棒駆動系（スクラム機能）の配管及びほう酸水
注入系の配管）の支持構造物。
（２） 耐震Ａクラス以上で工事計画書に記載された機器（配管を除く）の支持構造物。
（３） 耐震Ａクラス以上の中央制御室に設置される盤の支持構造物。
なお、機器（配管及び盤を除く）の支持構造物の検査は、それぞれの機器の据付検査に含むものとする。

2
参考 2-2 -4-

Ⅲ．使用前検査の時期及び場所
イ項に係る機器及び建物、構築物等の使用前検査は構造、強度又は漏えいに係る試験ができる状態になった時、設置場所、製作工場等において行うものとする。

3
参考 2-2 -5-

Ⅳ．使用前検査の検査項目
各検査対象機器及び建物、構築物等に対して材料、構造及び強度、漏えいに係る下記の検査項目とする。
１．機器、構造物（１） 材料検査
機器、構造物の材料が工事計画に記載された材料を使用していること。また、技術基準、関係規格等に適合しないものでないことを確認する。
（２） 構造検査
ａ．寸法検査機器、構造物の主要寸法及び形状が工事計画に従ったものであるか、又は基準に定められている規定値内にあるかどうかを確認する。
ｂ．外観検査機器、構造物が工事計画に従って製作され組立てられているか、仕上がり状
況、表面損傷状況等について異常がないかを確認する。
ｃ．据付検査機器、構造物並びにそれらの支持構造物の組立、据付が工事計画に従って行われたものであることを確認する。
（３） 強度・漏えい検査
ａ．耐圧検査機器の耐圧部分については、技術基準の規定に基づき、耐圧検査を実施し、これに耐えることを確認する。
ｂ．漏えい検査
機器の耐圧部分については、技術基準の規定に基づき、耐圧検査を実施後、著しい漏えいがないことを確認する。

4
参考 2-2 -6-

２．建物、構築物（１） 材料検査
建物、構築物の材料が工事計画に記載された材料を使用していること。また、技術基準、関係規格等＊に適合しないものでないことを確認する。
（２） 構造検査
建物、構築物が工事計画に従って製作され組立てられていることを確認する。
＊

ＪＩＳ及び（社）日本建築学会規基準（ＪＡＳＳ５Ｎ等）

３．基礎基盤（１） 基盤検査
地盤調査資料に基づき、基盤の地質状況を目視等により確認し、原子炉格納施設の基盤として十分な強度を有することを確認する。
４．支持構造物（１） 支持構造物検査
配管等の支持構造物の施工管理が適切に行われていること及び据付施工状態等について安全上支障のないことを確認する。

5
参考 2-2 -7-

Ⅴ．使用前検査の運用
電気事業法第 49 条に基づく同法施行規則第 69 条第１号イに係る使用前検査は、平成１３年２月 7 日付け平成１３・０１・０９原第２４号の｢電気事業法第 49 条第１項に基づく同法施行規則第 69 条第１号イに関する事務の委任について｣及び同日付け平成１
３・０１・０９原院第１０号の｢電気事業法第 49 条第１項に基づく同法施行規則第 69 条
第１号イに関する事務の委任に伴う取扱いについて｣に基づき運用するものとする。
（参考資料−１、２を参照）

6
参考 2-2 -8-

Ⅵ．使用前検査項目の重要度によるクラス分け及び立会区分
１．検査立会区分
使用前検査における検査立会区分は、以下のとおりとする。
（１） 機器、構造物及び支持構造物
検査立会区分は、添付資料−１のとおりとする。
なお、配管の耐震支持構造物については、支持する配管の外観・据付検査の立会区分に準ずるものとし、耐震Ａクラス以上の中央制御室に設置される盤の支持
構造物検査の立会区分は、下記のＡ２とする。
（２） 建物、構築物
検査立会区分は、添付資料−２のとおりとする。
（３） 基礎基盤
基盤検査：Ａ０
２．検査立会区分の定義
検査立会区分は、以下のように分類する。
Ａ：立会検査Ａ０ ：立会検査
Ａ１ ：抜取検査Ａ２ ：抜取検査をするもの。ただし、その全数を記録確認によっても差し支えないもの。
Ｂ：記録確認検査
ただし、Ａ０であっても個数が多く、かつ定型化されているものは抜取検査でも良いいものとする。また、Ａ０であっても高線量等の検査作業条件により抜取検査とできるものとする。
定型化されているものとは、同一仕様で、同一ラインで製造されたものをいう。
３．抜取検査における抜取率
抜取検査における抜取率は、先行機の実績及び対象設備の品質保証の実績等を考慮して定める。

7
参考 2-2 -9-

添付資料−１

設

備

毎

の

検

査
検

材
技

術

基

準

等

の

区

寸

分
料

容

器

圧力容器
熱交換器

開放ﾀﾝｸ
サ ン プ

配管

第１種容器
第２種容器
第３種容器
第４種容器
第１種管
第３種管
第４種管
第５種管

弁

第１種弁
第３種弁
第１種・第３種
以外の弁第１種ポンプポンプ

第３種ポンプ
第１種・第３種
以外のポンプ

支 持
構造物

安全弁・
逃がし弁

重要施設の機器

重 要 施 設
以外の機器
機器又は
構造物

燃料設備
放射線モニタ
堰その他設備

法

外
観
・
据
付

強 度
耐
圧
漏
え
い

(1)原子炉圧力容器（原子炉容器等）(1) 原子炉格納容器④(2)(1)以外の第２種容器（格納容器貫通部）(1)すべて(1)すべて(1)すべて(1)すべて(1)すべて(1)非常用ガス処理系（アニュラス浄化系）(1)すべて(1)すべて(1)すべて

Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ｂ

Ａ０
Ａ ０⑤
Ａ ０①

Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ａ１
Ａ２
Ａ０
Ａ１
Ａ２
Ａ１

Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ａ０
Ａ１
Ａ２

Ａ０
Ａ１

(1)冷却材再循環ポンプ（１次冷却材ポンプ）(1)すべて(1)すべて

Ｂ

−

Ａ０

Ａ０

Ｂ
Ｂ

−
−

Ａ１
Ａ２

Ａ１

Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ａ１
Ａ１

−
−
−
−

Ｂ

Ａ０
Ａ１
Ａ２
Ａ０
Ａ ０②
Ａ１
Ａ２
Ａ０
Ａ０
Ａ０
Ａ０
Ａ２

Ｂ
Ａ１
Ａ０②
Ａ１
Ａ２
Ａ０
Ａ１
Ａ１
Ａ１

分

分

Ａ０
Ａ０

第１種支持構造物 (1)すべて
第２種支持構造物 (1)すべて
第３種支持構造物 (1)すべて
炉心支持構造物 (1)すべて
安全弁等

査 区
構 造

区

備

考

Ａ０ 〔記号説明〕
Ａ ０⑤
Ａ：立会検査Ａ ０①
Ａ ０： 立 会 検 査
Ａ １： 抜 取 検 査
Ａ１
Ａ ２： 抜 取 検 査 を す る も の 。
Ａ２
ただし、その全数を記録
Ａ０
確認によっても差し支え
Ａ１
ないもの。
Ａ２
Ｂ：記録確認検査
Ａ１ 〔重要施設の定義〕−−(1)すべてＢ‑③(1)圧力容器内部構造物(2)圧力容器付属構造物(3)制御棒、制御棒駆動機構(4)(1)〜(3)以外の機器又は構造物(1)すべてＢ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ(1)燃料取扱装置(2)使用済燃料貯蔵プール（ピット）(3)(1)、(2)以外の設備

−
Ｂ
Ｂ

−
Ａ１
Ｂ

Ａ２
Ａ０
Ａ２

−
Ａ０
−

(1)すべて(1)すべて

−
Ｂ

−
Ｂ

Ａ１
Ａ２

−
−

−
Ａ０
−
−
−

重要度別設備は次に掲げるものをいう。
(1)その設備の破損が冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）を引き起す可能性のあるもの。
(2)冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が生じた際の放射性物質の放散を防ぎ、又は緩和するために必要なもの。
(3)原子炉を停止させ、又原子炉を安全停止状態に維持するために必要なもの。
〔注〕① 溶接技術基準適合確認
が 行 わ れ て い る 場 合 は Ａ ２と す る 。
② 第１種機器用安全弁等：Ａ ０
第３種機器用安全弁等：Ａ １
その他の安全弁等：Ａ ２③ 主蒸気安全弁、加圧器安全弁
及び真空逃がし弁については
ハ項使用前検査として動作検査
及び漏えい検査を実施する。
④ 原子炉格納容器のうち鉄筋
コンクリートに関する検査区分は、
添付資料−２による。
⑤ＲＣＣＶで溶接技術基準適合確認
が 行 わ れ て い る 場 合 は Ａ ２と す る 。
（特記事項）
Ａ ０で あ っ て も 個 数 が 多 く 、 かつ定型化されているものは抜取検査 で も よ い も の と す る 。 又 、 Ａ ０であっても高線量等の検査作業条件により抜取検査とできるものとする。

8
参考 2-2 -10-

添付資料−２

設

備

毎

の

検

査

区

分

検査区分
設

備

名

材

構

料

造

原子炉本体

原子炉圧力容器基礎

Ｂ①

Ａ２

放射線管理設備

生体遮へい装置

Ｂ①

Ａ２

廃棄設備

固体廃棄物貯蔵庫

Ｂ①

Ａ２

燃料設備

使用済燃料乾式貯蔵建屋

Ｂ①

Ａ２

原子炉格納施設基礎

Ｂ①

Ａ２

ダイヤフラムフロア

Ｂ①

Ａ1

原子炉建屋原子炉棟

Ｂ①

Ａ２

原子炉格納容器（鉄筋コンクリート）

Ｂ①

Ａ1

原子炉格納施設9
参考 2-2 -11-

備考

〔記号説明〕
Ａ：立会検査Ａ０：立会検査
Ａ１：抜取検査
Ａ２：抜取検査をするもの。
ただし、その全数を記録
確認によっても差し支えないもの。
Ｂ：記録確認検査〔注〕①フレッシュコンクリートの性状とコンクリート圧縮強度検査はＡ２とする。

Ⅶ．記録確認検査を行うにあたっての留意事項
１．社内検査記録
記録確認検査を行う際、電気事業者から提示のあった検査記録（材料検査＊１を除く。以下同じ。）は、当該発電所（建設所）のボイラー・タービン主任技術者又はこの者の命を受けた当該電気事業者の社員の立会のもとで行われた検査＊２（以下｢社内検査｣という）をもとに作成された、当該ボイラー・タービン主任技術者の確認を有するものに限って有効なものとして取り扱うものとする。
*1 材料検査については、工事計画書と材料検査証明書（ミルシート）との照合をもって記録確認検査とする。
さらに、公的規格が定められていない材料については、電気事業者の社内検査の実施状況について以下のとおり確認することとし、確認した旨を検査成績書中の検査結果一覧表の備考欄に付記する。
① 当該材料の材料証明書について、製造者の品質保証部門等の確認を受けていること及び発行責任者が明確になっていることを確認していること。
② 直接性能確認ができない特殊材料については、必要に応じ、元データの確認を行っていること。
*2 電気事業者の社内検査は全数立会を原則とするが、特別な理由により全数立会が実施できない
場合には、社内検査前に検査を実施する経済産業局等の了解を得るものとする。具体的には、同一仕様、同一ラインで製造される熱交換器の伝熱管等の定型的多数機器で、かつ十分な実績があり、品質管理上支障がないと判断できるものがその対象となる。

２．社内検査の実施日
電気事業者から提示のあった社内検査記録は、当該電気工作物の工事に着手する
以前に実施された社内検査（例えば工場検査）に基づくものにあっては、これがその工事計画認可申請（同届出）日以降に実施された社内検査をもととして作成されたものに限り有効なものとして取り扱うものとする。

10
参考 2-2 -12-

Ⅷ．検査対象別検査要領
沸騰水型原子力発電設備の使用前検査の検査範囲、方法等は以下のとおりである。
１．機器、構造物（１） 検査範囲
検査対象設備のうち添付資料−３に示す工事計画書に記載された設備。
参考として、参考資料−３に系統概要を示す。
（２） 検査項目
ａ．材料検査ｂ．構造検査（ａ）寸法検査（ｂ）外観検査（ｃ）据付検査
ｃ．強度・漏えい検査（ａ）耐圧検査（ｂ）漏えい検査
各検査対象機器、構造物に対して添付資料−３に示す検査項目とする。
（３） 検査方法
ａ．材料検査溶接技術基準適合確認が行われている場合はその記録、その他の部材は材料検査証明書により確認する。
また、技術基準にて破壊靱性試験及び非破壊試験が要求されるものにあっては、その結果を検査記録により確認する。
ｂ．構造検査（ａ）寸法検査工事計画書に記載されている寸法を寸法検査記録又は実測により確認する。
主な機器の計測要領及び主要測定箇所例を添付資料−４に示す。
（ｂ）外観検査
各部の外観を外観検査記録又は目視により確認する。
（ｃ）据付検査
機器等の据付位置、据付状態について据付検査記録又は目視により確認する。
また、機器の支持構造物に関する据付施工状態等について検査記録又は目視により安全上支障のないことを確認する。

11
参考 2-2 -13-

ｃ．強度・漏えい検査（ａ）耐圧検査
技術基準の規定に基づく検査圧力で所定時間以上保持した後、検査圧力に耐えているかどうかを耐圧検査記録又は目視により確認する。なお、耐圧・漏えい検査の昇降圧曲線例を添付資料−５に示す。
（ｂ）漏えい検査
耐圧検査終了後、耐圧部分からの漏えいの有無を漏えい検査記録又は目視により確認する。
（４） 判定基準
ａ．材料検査工事計画及び技術基準等による。
ｂ．構造検査（ａ）寸法検査工事計画及び技術基準等による。
（ｂ）外観検査
有害な欠陥がないこと。
（ｃ）据付検査工事計画及び技術基準等による。
ｃ．強度・漏えい検査（ａ）耐圧検査
異常のないこと。
（ｂ）漏えい検査
著しい漏えいのないこと。
（５） 補足事項
ａ．留意事項（ａ）検査の実施にあたっては、電気事業者に当該検査範囲の機器、構造物の全体
構造のわかる製作図等を準備させておく。
ｂ．寸法検査（ａ）制御棒の有効長さについては実測することが不可能な場合には吸収棒全長＊１にて確認する。
（ｂ）工場製作段階でないと測定できない主要寸法の立会区分については、個々の検査時期を考慮し、検査実施前に定める。
ｃ．強度・漏えい検査（ａ）加圧方法、計測位置、圧力計等の校正記録の確認等は予め行う。なお、純水
又はろ過水以外の水を使用する場合には、その水質管理等について予め確認する。

12
参考 2-2 -14-

（ｂ）原子炉圧力容器の試験温度は、原子炉圧力容器温度の制限値｛建設中においては加圧部材の（ＲＴＮＤＴ＋３３℃）｝又はボルト材の最低使用温度のどちらか
一番高い温度以上とする。
（ｃ）開放タンクに接続される配管で、内圧が開放タンクの静水頭圧しか加わらないものの耐圧検査圧力は、静水頭圧とする。
（ｄ）圧力境界を構成する弁の耐圧検査は、それぞれの側における最高使用圧力に基づいて行う。
（ｅ）外圧及び内圧の両方を受ける機器にあっては、それぞれの耐圧検査圧力の高い方の圧力を機器の内部から加えることにより耐圧検査を行うことができる。
（ｆ）技術基準で定める圧力による耐圧検査を行うことが技術的又は構造的に困難な場合は、耐圧検査の代替として非破壊検査を行うことができる。この場合の非破壊検査は、技術基準に規定する垂直法による超音波探傷試験、斜角法による超音波探傷試験、放射線透過試験、渦流探傷試験、磁粉探傷試験又は浸透探傷試験のうち適切なものを用いることとする。ただし、溶接部にあっては、溶接技術基準適合確認の際に行われた非破壊試験（溶接省令解釈別表第 18 規定試
験の項及び代替試験の項に揚げられた非破壊試験のうち溶接技術基準適合確認として行われた非破壊試験）と重複しないこと。なお、溶接技術基準適合確認の際、耐圧検査の代替として非破壊検査を行った場合には、その記録により確認する。
（ｇ）系統耐圧検査を行う場合において、機器と機器との取合部で検査圧力が異なる場合であって、高い検査圧力を負荷すれば低い検査圧力の機器の健全性を損うおそれがある場合は、技術基準で定める圧力による耐圧検査の代替として低い方の最高使用圧力に基づく検査圧力による耐圧検査に加えて（ｆ）に示す非破壊検査とすることができる。
〔例〕

原子炉圧力容器と再循環入口配管との取合部（ｈ）系統耐圧検査を行う場合において、機器と機器との取合部で検査圧力が異なる場合であって、高い検査圧力を負荷しても低い検査圧力の機器の健全性を損うおそれがない場合は、低い検査圧力の機器に対して高い方の検査圧力による耐圧検査を実施することができる。
〔例〕

原子炉格納容器配管貫通部の管（ｉ）機器の一部が開放されており、かつ、開放部に栓をすることが困難な機器は、
穴明等の開放部加工前に耐圧、漏えい検査を行うことができる。
〔例〕

クエンチャ

（ｊ）ライニング槽の漏えい検査は溢出口まで水張りし、ライナドレン漏えい検出
配管に設置されたフローサイト等で漏えいの有無を確認する。
なお、使用済燃料プールの漏えい検査においては、真空箱による局部漏えい

13
参考 2-2 -15-

検査の結果を記録により確認するとともに、水張り検査を実施する。
（ｋ）原子炉格納容器及び原子炉格納容器貫通部① 原子炉格納容器については必要に応じ、溶接部に設けたテストチャンネルによる局部耐圧・漏えい検査に代えることができる。
〔例〕

原子炉格納容器（MarkⅠタイプ）コンクリート埋設部② 原子炉格納容器（MarkⅡタイプ）の底部ライナの各溶接線については真空箱
による局部漏えい試験を実施するとともに、「格納容器底部に関する仕様」で定められた非破壊試験の結果を記録により確認する。
③ 鉄筋コンクリート製格納容器（ＲＣＣＶ）のライナプレート、貫通部スリー
ブ、ライナプレートと貫通部スリーブ、ライナプレートを貫通して取付けられる付属物とライナプレートの各溶接線については、真空箱による局部漏えい試
験を実施するとともに、「コンクリート製原子炉格納容器溶接施工技術指針（JAPEIC‑W‑W02/1991）」で定められた非破壊試験の結果を記録により確認することができる。なお、真空箱による局部漏えい試験は、内面又は外面より実施する。また、真空箱による局部漏えい試験は、耐圧検査前に実施することができる。
（ｌ）ダイヤフラムフロア（原子炉格納容器

MarkⅡタイプ、ＲＣＣＶタイプ）① 検査方法ダイヤフラムフロアについては、耐圧・漏えい検査の代りに、設計差圧にて漏えい率試験を実施する。なお、漏えい率試験は、絶対圧力法による。
② 判定基準設計差圧にて１時間以上保持した場合の漏えい率が 20％ドライウェル内空気質量／ｄ以下である場合は、合格とする。
（ｍ）強度・漏えい検査の立会区分がＡ０の機器を除き、ゴムライニング、あるいは塗装が施工されるため及び現地据付状態では狭あいとなるため等の理由により設置場所で耐圧・漏えい検査が困難なものは、事前打合せに基づき記録確認としても良い。
（ｎ）発泡液により漏えい検査を実施する場合には、JIS Z 2329‑1991 に定める方法により行うこと。
ｄ．判定基準（ａ）機器、構造物（鉄筋コンクリートを除く）の判定基準の補足を以下に記載する。
① 「有害な欠陥」とは、直接肉眼又は遠隔肉眼により検出された表面のかき傷、摩耗、クラック、腐食、機器又は部品の心合わせ不良及び移動等の欠陥のうち、機器の健全性に影響を及ぼすものをいう。
② 据付検査の目視の程度は、取付ボルトの締め付けが完了し据付が完了していること、工認記載数量の設備が設置されていること等を確認する。
14
参考 2-2 -16-

③ 耐圧検査での「異常」とは、加圧により、構造物の変形（ふくらみ、伸び等）、
ひび割れ、漏えい等が発生する等、強度上耐えられないことをいう。
④ 「著しい漏えいがないこと」とは、ごく軽度の「にじみ」の程度を超えないことである。ここで、ごく軽度の「にじみ」とは、弁グランド部等シール部に、
湿り、液体が隙間等に極少量たまっているが、その液体は動かず、量が増加しない場合等をいう。
*1

ボロンカーバイド型制御棒はステンレス鋼管にボロンカーバイド粉末を充填し、これを十字型に配列し外側をステンレス鋼板で覆った構造となっている。このため、充填された粉末の長さは測定することが不可能であるため、吸収棒長さをもって有効長さとする。

15
参考 2-2 -17-

添付資料−３−１
検査対象項目一覧表（ＢＷＲ）
検 査 対 象 機 器 、 構 造 物
設 備 名

検 査 項 目機 器 等 の 名 称

材 料寸 法原 子 炉 本 体 炉心支持構造物
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具中央燃料支持金具
周辺燃料支持金具
制御棒案内管
圧力容器
圧力容器内部構造物
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器ユニット
蒸気乾燥器ハウジング
シュラウドヘッド
気水分離器及びスタンドパイプ
給水スパージャ
高圧炉心スプレイスパージャ
低圧炉心スプレイスパージャ
ジェットポンプ
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）
高圧炉心スプレイ系配管（原子炉圧力容器内部）
低圧炉心スプレイ系配管（原子炉圧力容器内部）
差圧検出／ほう酸水注入系配管（原子炉圧力容器内部）

外 観耐 圧据 付 漏えい

○
○
○
○
−
○
○
○
○

○
○
○
○
−
○
○
○
○

○
○
○
○
−
○
○
○
○

−
−
−
−
−
−
−
−
○

○

○

○

−

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

−
−
−
−
−
−
−

○

○

○

−

○

○

○

−

○

○

○

−

中性子束計測案内管
圧力容器付属構造物
原子炉格納容器スタビライザ

○

○

○

−

○

○

○

−

原子炉圧力容器スタビライザ

○

○

○

−

制御棒駆動機構ハウジング支持金具
中性子束計測ハウジング
ジェットポンプ計測管貫通部シール

○
○
○

○
○
○

○
○
○

−
○
○

制御棒駆動機構ハウジング

○

○

○

○

○

○

○

−

差圧検出・ほう酸水注入系配管（ティよりN11＊ノズルまでの外管）
圧力容器支持構造物
基礎ボルト
原子炉圧力容器基礎（鋼板部）
原子炉冷却系統設備 熱交換器
ポンプ

備

考

＊ノズル番号は例示。
○

○

○

−

○
○
○

○
○
−

○
○
○

−
○
○＊ ＊第1、3種ポンプに限る。

（循環ポンプ及び冷却材補給ポンプ）16
参考 2-2 -18-

設

検

査

備

名

対

象

機

器

、

構

造

物

機

器

等

の

名

称

材

原子炉冷却系統設備 冷却材貯蔵槽

検

査

料寸

法

項

目

外

観耐

据

付 漏えい

圧

備

考

○

○

○

○

ろ過装置

○

○

○

○

貯蔵槽類

○

○

○

○

安全弁及び逃がし弁

○

○

○

−

主要弁

○

○

○

○＊ ＊第1、3種弁に限る。

主配管

○

○

○

○

主要容器

○

○

○

○

主蒸気流量制限器

○

○

○

○

ろ過装置

（樹脂再生塔及び分離混合塔等）

計測制御系統設備

制御材
制御棒○＊1 ○＊2 ○＊3−＊１制御材の組成。
＊２制御棒の質量を含む。
＊３据付を除く。

制御材駆動装置
制御棒駆動機構

−

−

○

−

制御棒駆動水圧系及びほう酸水注入系
ポンプ

○

−

○

○＊ ＊第３種ポンプに限る。

主要容器

○

○

○

○

主要弁

○

○

○

○＊ ＊第１、３種弁に限る。

主配管

○

○

○

○

核計測装置

−

−

−

−

＊ハ項で実施する。

一次冷却材計測装置

−

−

−

−

＊ハ項で実施する。

原子炉再循環ポンプ可変周波数

−

−

−

−

＊ハ項で実施する。

空気だめ

○

○

○

○

空気だめ安全弁

○

○

○

−

電源装置
制御用空気圧縮設備

燃

料

設

空気圧縮機

○

−

○

−

主配管

○

○

○

○

除湿装置除湿塔

○

○

○

○

燃料取替機

−

−

○

−

原子炉建屋クレーン

−

−

○

−

○

−

○

○

新燃料貯蔵設備

−

−

○

−

新燃料仮貯蔵庫

−

−

○

−

備 燃料取扱装置

使用済燃料輸送容器
燃料貯蔵設備

使用済燃料貯蔵設備
使用済燃料貯蔵プール

○

○

○

○

キャスクピット

○

○

○

○

貯蔵ラック

○

○

○

−

制御棒貯蔵ハンガ

○

○

○

−

熱交換器

○

○

○

○

ポンプ

○

−

○

−

ろ過装置

○

○

○

○

燃料プール冷却浄化系

17
参考 2-2 -19-

第４種容器

検 査 対 象 機 器 、 構 造 物
設 備 名
燃

料

検 査 項 目機 器 等 の 名 称

材 料寸 法

備 燃料プール冷却浄化系
主配管
放射線管理設備
放射線管理用計測装置
プロセスモニタリング設備
エリアモニタリング設備

棄

備

考

設

周辺モニタリング設備
移動式モニタリング設備
換気設備
送風機及び排風機
フィルタ
主要弁
主配管
生体遮へい装置
原子炉遮へい壁（鋼板部）
補助遮へい（使用済燃料輸送容器）
廃

外 観耐 圧据 付 漏えい

設

備 廃棄物貯蔵設備
タンク
ライニング槽
廃棄物処理設備
タンク
ライニング槽
熱交換器
ポンプ及び圧縮機
ろ過装置（脱塩塔、蒸発缶等を含む）
主要弁
主配管
その他の装置
使用済樹脂移送装置
固化系乾燥機固化系計量ホッパ供給装置
空気予熱器
焼却炉
排ガス処理装置
セラッミックフィルタ
排ガスブロア

原子炉格納施設（MarkⅠタイプ）

雑固体廃棄物焼却系排気筒
堰その他の設備（注1）
流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び警報装置
原子炉格納容器
原子炉格納容器
格納容器貫通部
配管貫通部
電気配線貫通部

○

○

○

○

−
−

−
−

○
○

−
−

−
−

−
−

○
○＊

−
−

−
−
○
○

−
−
○
○

○
−
○
○

−
− ＊ハ項で実施する。
○＊ ＊第３種弁に限る。
○

○
○

○
○

○
○

−
−

○
○

○
○

○
○

○
○

○
○
○
○
○
○

○
○
○
−
○
○

○
○
○
○
○
○

○
○
○
−
○
○＊ ＊第３種弁に限る。

○

○

○

○

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○

−
○
−
−
−

○
−

○
−

○
○

−
−

○
○
−

○
○
−

○
○
○

−
−
−

○

○

○

○

○
○

○
−

○
○

○
○

18
参考 2-2 -20-

＊据付を除く。

検 査 対 象 機 器 、 構 造 物

検 査 項 目材 料寸 法外 観耐 圧設 備 名

機 器 等 の 名 称

原子炉格納施設

圧力低減装置その他の安全装置（MarkⅠタイプ）

主要容器（熱交換器を除く）

○

○

○

○

備

考

据 付 漏えい

ベントヘッダ及びダウンカマ

○

○

○

○

熱交換器

○

○

○

○

主要弁

○

○

○

○＊ ＊第３種弁に限る。

主配管

○

○

○

○

○

○

○

−

再結合装置

−

−

○

−

ブロア

−

−

○

−

加熱器

−

−

○

−

○

○

○

○

その他の装置真空破壊装置
その他

原子炉格納施設（MarkⅡタイプ）

原子炉格納容器
原子炉格納容器
格納容器貫通部
配管貫通部

○

○

○

○

電気配線貫通部
圧力低減装置その他の安全装置

○

−

○

○

主要容器（熱交換器を除く）
熱交換器

○
○

○
○

○
○

○
○

主要弁
主配管

○
○

○
○

○
○

○＊ ＊第３種弁に限る。
○

その他の装置真空破壊装置

○

○

○

−

その他
ダイヤフラムフロア○○○○＊ ＊漏えい率試験とする。

再結合装置
ブロア

−
−

−
−

○
○

−
−

加熱器

−

−

○

−

○：検査対象、 −：検査対象外（注1）
堰その他の設備：
流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するために施設する堰その他の設備（原子炉格納容器外に設置されるものに限る。）及び流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止するために施設する堰その他の設備（原子炉格納容器外に設置されるものに限る。）

19
参考 2-2 -21-

添付資料−３−２
検査対象項目一覧表（ＡＢＷＲ）
設

検

査

備

名

対

象

機

器

、

構

造

物

検

機

器

等

の

名

称

材

炉心支持構造物
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具中央燃料支持金具
周辺燃料支持金具
制御棒案内管
圧力容器
原子炉圧力容器
主蒸気流量制限器
圧力容器内部構造物
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器ユニット
蒸気乾燥器ハウジング
シュラウドヘッド
気水分離器及びスタンドパイプ
給水スパージャ
高圧炉心注水スパージャ
低圧注水スパージャ
高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
中性子束計測案内管
圧力容器付属構造物
原子炉圧力容器スタビライザ
制御棒駆動機構ハウジングレストレ
イントビーム
中性子束計測ハウジング
制御棒駆動機構ハウジング
原子炉冷却材再循環ポンプ
モータケーシング
圧力容器支持構造物
原子炉圧力容器基礎ボルト
原子炉圧力容器基礎（鋼板部）
原子炉冷却系統設備 熱交換器
ポンプ
（循環ポンプ及び冷却材補給ポンプ）
冷却材貯蔵槽
ろ過装置
ろ過装置
貯蔵槽類
（樹脂再生塔及び分離混合塔等）
安全弁及び逃がし弁
主要弁
主配管
主要容器
計測制御系統設備 制御材
制御棒

査

料寸

項 目
外 観耐 圧法
据 付 漏えい

備

考

原子炉本体

制御材駆動装置
制御棒駆動機構
制御棒駆動水圧系及びほう酸水注入系
ポンプ
主要容器
主要弁
主配管

○
○
○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

−
−
−
−

○
○
○

○
○
○

○
○
○

−
−
−

○
−

○
−

○
○

○
−＊ ＊原子炉圧力容器に含む

○

○

○

−

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

−
−
−
−
−
−

○

○

○

−

○
○

○
○

○
○

−
−

○
○
○

○
○
○

○
○
○

○
○
○

○
○
○
○

○
○
○
−

○
○
○
○

−
−
○
○＊ ＊第１、3種ポンプに限る。

○

○

○

○

○
○

○
○

○
○

○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

−
○＊ ＊第1、3種弁に限る。
○○○＊1 ○＊2 ○＊3−＊１制御材の組成。
＊２制御棒の質量を含む。
＊３据付を除く。

−

−

○

−

○
○
○
○

−
○
○
○

○
○
○
○

○＊ ＊第３種ポンプに限る○○＊ ＊第１、３種弁に限る。
○

20
参考 2-2 -22-

設

検

査

備

名

燃料設備

放射線管理設備

廃棄設備

対

象

機

器

、

構

造

物

検

機

器

等

の

名

称

核計測装置
一次冷却材計測装置
原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数
電源装置
制御用空気圧縮設備
空気だめ
空気だめ安全弁
空気圧縮機
主配管
除湿装置除湿塔
燃料取扱装置
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料輸送容器
燃料貯蔵設備新燃料貯蔵設備
新燃料仮貯蔵庫
使用済燃料貯蔵設備
使用済燃料貯蔵プール
キャスクピット
使用済燃料貯蔵ラック
制御棒貯蔵ハンガ
燃料プール冷却浄化系
熱交換器
ポンプ
ろ過装置
燃料プール冷却浄化系
主配管
放射線管理用計測装置
プロセスモニタリング設備
エリアモニタリング設備
周辺モニタリング設備
移動式モニタリング設備
換気設備
送風機及び排風機
フィルタ
主要弁
主配管
生体遮へい装置
原子炉遮へい壁（鋼板部）
補助遮蔽（使用済燃料輸送容器）
廃棄物貯蔵設備
タンク
ライニング槽
廃棄物処理設備
タンク
ライニング槽
熱交換器
ポンプ及び圧縮機
ろ過装置（脱塩塔、蒸発缶等を含む）
主要弁
主配管
その他の装置
使用済樹脂移送装置
固化系乾燥機固化系計量ホッパ供給装置

査

項 目
備
考
外 観耐 圧材 料寸 法据 付 漏えい−−−− ＊ハ項で実施する。
−−−− ＊ハ項で実施する。
−−−− ＊ハ項で実施する。
○
○
○
○
○

○
○
−
○
○

○
○
○
○
○

○
−
−
○
○

−
−
○

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−

○
○
○

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○

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○
○

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○
○
○
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○
○
○
○

○
○
○
○

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○
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○

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○
○

○
−
○

○

○

○

○

−
−
−
−

−
−
−
−

○
○
○
○＊

−
−
−
−

−
−
○
○

−
−
○
○

○
−
○
○

−
− ＊ハ項で実施する。
○＊ ＊第３種弁に限る。
○

○
○

○
○

○
○

−
−

○
○

○
○

○
○

○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
−
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
−
○
○＊ ＊第３種弁に限る。
○

○
○
○

○
○
○

○
○
○

−
○
−

21
参考 2-2 -23-

第４種容器

＊据付を除く

設

検

査

備

名

原子炉格納施設

対

象

機

器

、

構

造

物

機

器

等

の

名

称

検

査

料寸

法

材

空気予熱器
焼却炉
排ガス処理装置
セラミックフィルタ
排ガスブロワ
雑固体廃棄物焼却系排気筒
堰その他の設備（注1）
流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び警報装置
原子炉格納容器
原子炉格納容器＊１

格納容器貫通部
配管貫通部
電気配線貫通部
圧力低減装置その他の安全装置
主要容器（熱交換器を除く）
熱交換器
主要弁
主配管
その他の装置真空破壊装置
その他
ダイヤフラムフロア＊１

再結合装置
ブロワ
加熱器

項 目
外 観耐 圧据 付 漏えい
○
−
○
−

備

考

○
○

○
○

○
−
○
○
−

○
−
○
○
−

○
○
○
○
○

−
−
−
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−

○

○

○

○

○
○

○
−

○
○

○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

○
○
○＊ ＊第3種弁に限る。
○

○

○

○

−

○

○

○

−
−
−

−
−
−

○
○
○

＊１鉄筋コンクリートに関する検査項目は、建物、構築物の検査にて実施し、以下の設備が該当する。
・底部（基礎マット）
・ＡＢＷＲタイプシェル部
及びトップスラブ部○＊２ ＊１鉄筋コンクリートに関する検査項目は、建物、構築物の検査にて実施する。
＊２漏えい率試験とする。
−−−○：検査対象、−：検査対象外（注 1）
堰その他の設備
流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するために施設する堰その他の設備（原子炉格納容器外に設置されるものに限る。）
及び流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止するために施設する堰その他の設備（原子炉格納容器外に設置されるものに
限る。
）

22
参考 2-2 -24-

参考資料２－３

使用前検査（ハ、ニ、ホ、）
標準要領書の解説

平成１３年３月

原子力発電検査課

参考 2-3 -1-

目

次
頁

Ⅰ．使用前検査標準要領書作成について ･･･････････････････････････
１．使用前検査標準要領書作成にあたっての基本的考え方 ･････････
２．添付資料 ･････････････････････････････････････････････････
Ⅱ．使用前検査標準要領書の構成

１２
５･････････････････････････････････ ２２

Ⅲ．検査を実施するにあたっての一般的運用事項 ･･･････････････････ ２８
１．立会検査の実施方法について ･･･････････････････････････････ ２９
２．使用前検査時に記録確認を行うにあたっての留意事項について･････････････････････････････････････････････････････････ ３４
３．検査立会責任者について ････････････････････････････････････ ３５
４．複数の要領書において確認が可能な設定値等の扱いについて･････････････････････････････････････････････････････････ ３６
５．運開後のプラントにおいて、改造等により使用前検査を実施する際の扱いについて ･････････････････････････････････････ ３７
６．各ユニット共用設備の検査について ･････････････････････････ ３８
７．判定基準の考え方について ･････････････････････････････････ ３９
８．使用前検査標準要領書において引用している規格、基準が改訂された場合の処置 ･････････････････････････････････････････ ４２
Ⅳ．各使用前検査標準要領書の解説 ･･･････････････････････････････ ４３
１．ＢＷＲ編 ･････････････････････････････････････････････････ ４３
２．ＰＷＲ編 ･････････････････････････････････････････････････ ７２i
参考 2-3 -2-

Ⅰ．使用前検査標準要領書作成について

1
参考 2-3 -3-

１．使用前検査標準要領書作成にあたっての基本的考え方
電気事業法に基づき、工事計画書に記載されている電気工作物を検査対象とし、下記の考え方のものを検査範囲とすることで、経済産業省が検査を行うべき項目を明確にし整理した。
また、安全性の観点から特に必要と思われる項目については、従来と同様の検査範囲とした。
① 工事計画書記載項目のうち、機能、性能（注１）に係わる記載の範囲。
② 技術基準において異常時に対応して要求のある機能。
検査の項目及び時期は原則的に下記のとおりとし、検査を行うにあたり最も適切な時期に整理、統合した。
（１）ハ項
検査項目：
① 原子炉廻りの系統等の機能及び発電所の安全性確保の観点から、原子炉に燃料を装入する前に検査を必要とする項目（注２）② ホ項検査項目に掲げるもののうち、燃料装荷前に検査を行っておかないと確認が困難となるもの。
検査時期：
原子炉廻りの系統等が完成し、これら系統等の社内調整が完了した後とする。ただし、この時期に確認を行うことが困難なものについては、
この時期以前の適切な時期。
（２）ニ項
検査項目：
① 原子炉の核的特性（炉の特性）。
② 燃料装荷後でないと確認できない機能及び性能で、核加熱初期までに確認すべき項目。
検査時期：
燃料装荷から核加熱初期までの間。
（３）ホ項
検査項目：
① 原子炉廻りの系統等の性能。
② 燃料装荷後でないと確認できないプラント全体に係わる機能及び性能。
③ 原子炉廻り以外の系統等の機能及び性能
検査時期：工事の計画に係るすべての工事が完了した時（核加熱初期以降）
上記考え方に基づき検査範囲を明確にするとともに、検査標準要領書のフ2
参考 2-3 -4-

ォーマットを統一し、共通のものとした。
検査項目毎に立会、記録確認の別を、原則として下記の考え方に基づき定めた。
（１）立会項目① 機能検査。
② 性能検査のうち、工学的安全施設に属する機器等の検査であって必要と認められるもの。
（例）ＢＷＲ：ハ項「高圧炉心スプレイ系」のうち・スプレイポンプ運転性能検査
ＰＷＲ：ハ項「安全注入系」のうち・ポンプ運転性能検査（２）記録確認項目① 性能検査（機能確認を含まないもの）。
② 同一の検査内容を異なる条件で実施するものであって、一つを立会検査項目としているもの。
（例）ＢＷＲ：ホ項「圧力制御検査」のうち・圧力設定点変更検査
55％炉心流量における…立会
主蒸気圧力設定点変更検査
定格電気出力における…記録確認
主蒸気圧力設定点変更検査
ＰＷＲ：ハ項「換気空調設備」のうち・工場におけるよう素フィルタ性能検査
放射性よう化メチル除去検査…立会
放射性よう素除去検査
…記録確認

（

）

（

）

以上、作成にあたっての基本方針を添付資料−１に示す。

（注１）「機能」とは、工事計画書におけるシステム動作についての記述及び同記述に係わる工事計画書記載の数値をいう。
「性能」とは、工事計画書に記載の数値であって、イ．ロ項使用前検査対象外であり、かつ、構造強度に係わるもの以外のものとする。
（例）機能検査ＢＷＲ「主蒸気系主蒸気隔離弁自動隔離検査」（主蒸気隔離弁閉論理回路の確認）3
参考 2-3 -5-

性能検査ＰＷＲ「充てん／高圧注入ポンプ性能検査」（ポンプの定格容量、揚程の確認）（注２）「原子炉廻りの系統等」とは、電気技術規程ＪＥＡＣ４６０５−１９９２（原子力発電所工学的安全施設及びその関連施設の定義規程）に定義される設備及びこれらに関連する系統とする。
・原子炉廻りの系統等の機能検査（例）
ＢＷＲ：

ＰＷＲ：

高圧、低圧炉心スプレイ系

系統機能検査

残留熱除去系

系統機能検査非常用ガス処理系

系統機能検査

制御棒駆動系

系統機能検査安全注入系 系統機能検査
換気空調設備

系統機能検査加圧器圧力・水位制御系

系統機能検査補助給水系 系統機能検査
BWR/PWR：

安全保護系 系統機能検査
核計測装置 系統機能検査
非常用予備発電装置

系統機能検査・発電所の安全性確保の観点から必要とする検査（例）
BWR/PWR：

燃料取扱装置動力源喪失検査エリアモニタリング設備

警報、校正検査

原子炉格納容器

漏えい率検査4
参考 2-3 -6-

２．添付資料
添付資料−１
添付資料−２

使用前検査標準要領書作成の基本方針
使用前検査検査項目及び立会区分表

5
参考 2-3 -7-

添付資料−１
検査

使用前検査標準要領書作成の基本方針
対象・工事計画書に・工事計画書に記載されている電気工作物とする（注１）

検 査 の 範 囲・工事計画書に・工事計画書記載項目の内、機能・性能に係わる記載の範囲
・技術基準において異常時に対応して要求のある機能
・従前の経緯から特に必要とされる検査

検 査 の 時 期 等・各設備の機能・性能の確認を実施するのに適切な時期
（注２）

ハ

項

［検査項目］
・ 原子炉廻りの系統等の機能及び発電所の安全性確保の観点から原子炉に燃料を装入する前に検査を必要とする項目
・ ホ項検査項目に掲げるもののうち燃料装荷前に検査を行っておかないと確認が困難となるもの［検査時期］
・ 原子炉廻りの系統等が全て完成し、これら系統等の社う
ち調整が完了した後。
ただし、この時期に確認を行うことが困難なものについてはこの時期以前の適切な時期

ニ項［検査項目］
・ 原子炉の核うち特性（炉の特性）
・ 燃料装荷後でないと確認できない機能及び性能で核加熱初期までに確認すべき項目［検査時期］
・ 燃料装荷から核加熱初期までの間

ホ項［検査項目］
・ 原子炉廻りの系統等の性能
・ 燃料装荷後でないと確認できないプラント全体に係わる機能及び性能ただし、ハ項、ニ項で検査したものは除く
・ 原子炉廻り以外の系統等の機能及び性能［検査時期］
・ 工事の計画に係るすべての工事が完了した時（核加熱初期以降）

検 査 の 方 法
・据付状態における確認を基本とする・性能の確認試験は原則とし通常の運転状態で行う

立

会

区

分

・検査項目毎に立会、記録確認を定める
・他の公的機関の検査が行われるものにあっては記録の確認とする（注１）「機能」とは、工事計画書におけるシステム動作についての記述及び同記述に係わる工事計画書記載の数値をいう。
「性能」とは、工事計画書に記載の数値であって、イ、ロ項使用前検査
対象外であり、かつ、構造強度に係わるもの以外のものとする。
（注２）「原子炉廻りの系統」とは、電気技術規程ＪＥＡＣ４６０５−１９９２（原子力発電所工学的安全施設及びその関連施設の定義規程）に定義される設備及びこれらに関連する系統とする。

6
参考 2-3 -8-

添付資料−２

使用前検査項目及び立会区分表（注）表に関する説明
立 会 区 分：Ａ−立会
Ｂ−記録確認

7
参考 2-3 -9-

使用前検査検査項目及び立会区分表（ＢＷＲ）
区分
要領書名
検査項目
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
主蒸気系主蒸気逃がし １．工場における作動検査及び
ハ Ａ
安全弁
漏えい検査
２．発電所における作動検査及
ハ Ａ
び漏えい検査３．系統機能検査（１）自動減圧系検査
ハ Ａ（２）逃がし弁機能検査
ハ Ａ
主蒸気系主蒸気隔離弁 １．空気による格納容器内側主ハ Ａ
蒸気隔離弁弁座の漏えい率検査２．空気による格納容器外側主ハ Ａ
蒸気隔離弁弁座の漏えい率検査
３．系統機能検査（１）自動隔離検査
ａ.論理回路検査
ハ Ａ
ｂ.隔離弁閉検査
ハ Ａ
残留熱除去系
１．系統機能検査（１）低圧注水系自動起動検査
ハ Ａ（２）格納容器スプレイ冷却系
手動起動検査ａ.サプレッションチェン
バスプレイ検査ハ Ａ
ｂ.ドライウエルスプレイ
ノズル空気検査ハ Ａ
２．系統運転性能検査（１）残留熱除去系ポンプ運転
ハ Ａ
性能検査（２）原子炉補機冷却海水ポン
ハ Ｂ
プ運転性能検査
残留熱除去系
１．系統機能検査（ＡＢＷＲ）（１）低圧注水系自動起動検査
ハ Ａ（２）格納容器スプレイ冷却系
手動起動検査ａ.サプレッションチェ
ンバスプレイ検査
ハ Ａ
ｂ.ドライウエルスプレ
イノズル空気検査
ハ Ａ

8
参考 2-3 -10-

備考

要領書名

検査項目
２．系統運転性能検査（１）残留熱除去系ポンプ運転
性能検査（２）機器運転性能検査

１．系統機能検査（１）自動起動検査（２）高圧炉心スプレイ系ポン
プ吸込弁切替検査
２．系統運転性能検査（１）高圧炉心スプレイ系ポン
プ運転性能検査
低圧炉心スプレイ系
１．系統機能検査（１）自動起動検査
２．系統運転性能検査（１）低圧炉心スプレイ系ポン
プ運転性能検査
高圧炉心注水系
１．系統機能検査（ＡＢＷＲ）（１）自動起動検査（２）高圧炉心注水系ポンプ吸込弁切替検査２．系統運転性能検査（１）高圧炉心注水系ポンプ運
転性能検査
原子炉隔離時冷却系
１．系統機能検査（ＡＢＷＲ）（１）自動起動回路検査（２）原子炉注水検査（３）原子炉隔離時冷却系ポン
プ吸込弁切替検査
２．系統運転性能検査（１）所内蒸気圧力約１．０Ｍ
Ｐａにおける原子炉隔離
時冷却系ポンプ運転性能
検査
安全保護系及び再循環 １．系統機能検査
流量制御（１）原子炉保護系トリップ論
理回路検査（２）原子炉格納容器隔離弁自
動隔離検査

区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ
ハ

Ａ
Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ
ハ

Ａ
Ｂ

ハ

Ａ

ハ
ハ
ハ

Ａ
Ａ
Ｂ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

高圧炉心スプレイ系

9
参考 2-3 -11-

備考

区分
要領書名
検査項目
Ａ：立会
Ｂ：記録確認（３）ＲＰＴ信号による再循環
ハ Ａ
ポンプトリップ検査
安全保護系及び再循環 １．系統機能検査
流量制御（１）原子炉緊急停止系トリッハ Ａ（ＡＢＷＲ）
プ論理回路検査（２）原子炉格納容器隔離弁自
ハ Ａ
動隔離検査
（３）ＲＰＴ信号による再循環
ハ Ａ
ポンプトリップ検査
制御棒駆動系
１．系統機能検査（１）制御棒位置制御検査
ハ Ａ（２）原子炉スクラム検査
ハ Ａ（３）制御棒引抜き阻止検査
ハ Ａ（４）動力源喪失検査
ハ Ａ（５）安定性選択制御棒挿入機 ハ Ａ／Ｂ
能ロジック検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
ハ Ｂ
制御棒駆動系
１．系統機能検査（ＡＢＷＲ）（１）制御棒位置制御検査
ハ Ａ（２）原子炉スクラム検査
ハ Ａ（３）制御棒引抜き阻止検査
ハ Ａ（４）動力源喪失検査
ハ Ａ（５）安定性選択制御棒挿入機 ハ Ａ／Ｂ
能検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
ハ Ｂ
ほう酸水注入系
１．系統機能検査（１）原子炉注入検査
ハ Ａ
２．系統運転性能検査（１）注入ポンプ運転性能検査
ハ Ｂ
３．ほう酸重量確認検査
ハ Ｂ
核計測装置
１．系統機能検査（１）警報検査ハ Ａ
２．性能検査（１）計測範囲確認検査
ハ Ｂ
一次冷却材計測装置
１．系統機能検査（１）警報検査
ハ Ａ

10
参考 2-3 -12-

備考

要領書名

燃料取扱装置

燃料プール冷却浄化系
プロセス放射線モニタ
リング設備

エリア放射線モニタリ
ング設備

周辺モニタリング設備
及び移動式モニタリン
グ設備

非常用ガス処理系

中央制御室換気空調系

検査項目
２．性能検査（１）計測範囲確認検査
１．系統機能検査（１）動力源喪失検査
２．系統運転性能検査（１）容量確認検査
１．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査
１．系統機能検査（１）警報検査
２．性能検査（１）校正検査（２）流量検査
１．系統機能検査（１）自動起動検査
２．性能検査（１）高性能粒子フィルタ性能
検査
ａ．単体能力検査
ｂ．総合能力検査（２）チャコールエアフィルタ
性能検査
ａ．放射性よう化メチル放射性よう素除去検査
ｂ.総合能力検査
１．系統機能検査（１）非常運転切替検査
２．性能検査（１）チャコールエアフィルタ
性能検査
ａ．放射性よう化メチル放11参考 2-3 -13-

区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
ハ

Ｂ

ハ

Ａ／Ｂ

ハ

Ａ／Ｂ
ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ
ハ

Ｂ
Ｂ

ハ

Ａ

ハ
ハ

Ｂ
Ａ

ハ

Ａ／Ｂ
Ａ

ハ

Ａ

ハ

ハ

Ａ／Ｂ

備考

要領書名

気体廃棄物処理系

液体廃棄物処理系

固体廃棄物処理系

漏えい検出装置

原子炉格納容器（漏えい率検査）
原子炉建屋原子炉棟（漏えい率検査）
可燃性ガス濃度制御系

真空破壊装置
非常用予備発電装置

検査項目
射性よう素除去検査
ｂ.総合能力検査
１．系統機能検査（１）排ガス系隔離検査（２）活性炭式希ガスホールド
アップ塔機能検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
１．系統機能検査（１）廃液サンプポンプ自動起動検査（２）廃液タンク(槽)入口弁自動切替検査（３）廃液タンク(槽)受入自動停止検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性能検査
１．系統機能検査（１）タンク槽受入自動阻止及び受入自動停止検査
２．系統運転性能検査（１）機器運転性検査
１．系統機能検査（１）ドレンサンプピット及びドレンサンプピット漏えい警報検査
１．原子炉格納容器漏えい率検査
１．原子炉建屋原子炉棟漏えい
率検査
１．系統機能検査（１）高温動作検査
２．性能検査（１）再結合器性能検査
１．系統機能検査（１）真空破壊装置動作検査
１．系統機能検査（１）自動遮断検査（２）過速度トリップ検査12
参考 2-3 -14-区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
ハ

Ａ

ハ
ハ

Ａ
Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ａ

ハ

Ｂ

ハ

Ａ

ハ
ハ

Ａ
Ａ

備考

要領書名

検査項目

（３）自動負荷投入検査
２．系統運転性能検査（１）ディーゼル発電機運転性
能検査
６（２）ポンプ運転性能検査
総合設備検査１．社内検査記録等の確認検査
燃料装荷検査１．全燃料装荷後の炉内配置確
認検査
停止余裕検査１．全燃料装荷時の停止余裕確
認検査
制御棒駆動系検査
１．原子炉圧力大気圧における制御棒連続駆動検査
制御棒駆動系検査
１．原子炉圧力大気圧における（ＡＢＷＲ）
制御棒連続駆動検査
初臨界確認検査
１．初臨界時の実効増倍率測定
検査
減速材温度係数測定検 １．炉水温度５０℃付近におけ
査る減速材温度係数測定検査
制御棒駆動系検査
１．原子炉圧力約６．９ＭＰａ
における制御棒連続駆動検査
２．原子炉圧力約６．９ＭＰａ
におけるシングルロッドスク
ラム検査
制御棒駆動系検査
１．原子炉圧力約７．１ＭＰａ（ＡＢＷＲ）
における制御棒連続駆動検査
２．原子炉圧力約７．１ＭＰａ
におけるシングル・ペアロッ
ドスクラム検査
原子炉隔離時冷却系検 １．原子炉停止中における自動査
起動検査
２．原子炉圧力約１．０ＭＰａにおける系統運転性能検査
３．原子炉圧力約６．９ＭＰａにおける系統運転性能検査
原子炉隔離時冷却系検 １．原子炉圧力約７．１ＭＰａ
査における系統運転性能検査（ＡＢＷＲ）
系統運転性能検査
１．定格電気出力付近における原子炉冷却材再循環系運転性13
参考 2-3 -15-

区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
ハ Ａ
ハ

Ａ

ハ
ハ
ニ

Ｂ
Ｂ
Ａ

ニ

Ａ

ニ

Ｂ

ニ

Ｂ

ニ

Ａ

ニ

Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ
Ｂ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

ホ

Ａ／Ｂ

備考

要領書名

制御棒に対する中性子束応答検査

圧力制御検査給水系検査

再循環流量制御検査

再循環ポンプトリップ
検査
再循環ポンプトリップ
検査（ＡＢＷＲ）
外部電源喪失検査
発電機負荷遮断検査（１００％タービンバ
イパスプラント）

検査項目
能検査
２．２０％電気出力における原
子炉冷却材浄化系運転性能検査
３．２０％電気出力及び定格電
気出力における復水給水系運性能検査
１．５５％炉心流量における制御棒に対する中性子束応答検査
２．定格電気出力における制御棒に対する中性子束応答検査
１．５５％炉心流量における主蒸気圧力設定点変更検査
２．定格電気出力における主蒸気圧力設定点変更検査
１．５５％炉心流量における原子炉水位設定点変更検査
２．定格電気出力における原子炉水位設定点変更検査
３．５５％炉心流量における原
子炉給水ポンプ予備機自動起動検査
１．５５％炉心流量における原
子炉再循環ポンプ速度設定点
変更検査
２．定格電気出力における原子炉再循環ポンプ速度設定点変
更検査
１．定格電気出力における再循環ポンプ１台トリップ検査
１．定格電気出力における原子
炉冷却材再循環ポンプ３台ト
リップ検査
１．２０％電気出力における外部電源喪失検査
１．直結母線を直結変圧器から受電している状態での検査（１）２０％電気出力における14
参考 2-3 -16-

区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ／Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

備考

要領書名

検査項目

発電機負荷遮断検査（２）５０％電気出力における発電機負荷遮断検査（３）７５％電気出力における発電機負荷遮断検査（４）定格電気出力における発電機負荷遮断検査
２．直結母線を起動変圧器から受電している状態での検査（１）定格電気出力における発電機負荷遮断検査
発 電 機 負 荷 遮 断 検 査 １．発電機負荷遮断検査（部分容量タービンバ （１）２０％電気出力におけるイパスプラント）
発電機負荷遮断検査（２）５０％電気出力における発電機負荷遮断検査（３）７５％電気出力における発電機負荷遮断検査（４）定格電気出力における発電機負荷遮断検査
プラントトリップ検査 １．５０％電気出力におけるプラントトリップ検査
主蒸気隔離弁全閉検査 １．定格電気出力における主蒸気隔離弁全閉検査
負荷検査（その１）１．定格電気出力における原子炉関係検査
負荷検査（その２）１．定格電気出力における放射線関係検査
燃料取扱装置／生体し １．機能検査
ゃへい装置（１）吊上げ荷重検査（２）伝熱検査（３）気密漏えい検査（４）未臨界検査（５）模擬燃料集合体挿入検査（６）外観検査15
参考 2-3 -17-区分
Ａ：立会
Ｂ：記録確認
ホ

Ｂ

ホ

Ｂ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ｂ

ホ

Ｂ

ホ

Ｂ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ

Ａ

ホ
ホ
ホ
ホ
ホ

Ｂ
Ａ
Ｂ
Ｂ
Ａ

ホ

Ａ

備考

参考資料２－４

原 子 力 発 電 所
使用前検査標準要領書
蒸気タービン、補助ボイラー
及び
電気設備編

平成１３年４月

経 済 産 業 省
原子力安全・保安院
電 力 安 全 課

参考 2-4 -1-

目

１．内

次

規

１

２．通知文

４

３．標

準

要

領

書

蒸気タービン
補助ボイラー
電気設備
解説

参考 2-4 -2-

（内規文）
原子力発電所使用前検査等（電力安全課所掌分）の実施について（内規）１３保電安第１３号
平成１３年４月１６日
電 力 安 全 課 長
原子力発電所のうち電力安全課が所掌する設備に対する電気事業法第４９条第１項の規定に基づく同法施行規則第６９条第１号の使用前検査の実施に関して、下記のとおり内規を定める。
なお、電気事業法施行規則第７０条第４号の規定に基づく使用承認を行う際に実施する電気事業法第１０７条に基づく立入検査についても、下記の内規に準ずるものとする。
記
１．使用前検査要領書について
使用前検査の実施に際しては、別添の原子力発電所使用前検査標準要領書（蒸気タービン、補助ボイラー及び電気設備編）を参考に、各発電設備毎に個別の使用前
検査要領書（以下「使用前検査要領書」と言う。）を作成すること
特に検査の判定基準は、電気事業法第４９条第２項第１号及び同条同項第２号の規定への適合性を確認する上で、適切なものであること
２．使用前検査の実施と報告
命を受けた電気工作物検査官は、使用前検査要領書に基づき誠実に検査するとともに、検査終了後すみやかに検査の結果を報告すること
なお、使用前検査中に不具合等が発生した場合は当課担当班に連絡し、その指示に従うこと
３．使用前検査合格書の交付について
使用前検査合格書の交付は、使用前検査申請書に係る全ての検査結果が、使用前検査要領書に基づき良好な場合に行うこと
特に、電気事業施行規則第６９条第１号ロ項に定める工程中検査の合格書は、電気工作物検査官からの復命を受け、かつ当該検査終了以降に工事計画変更（軽微変
更を含む）が行われることがないことを確認したうえで交付すること
４．その他
原子力発電所の使用前検査の運用については、原子力発電検査課と密に連絡をとり、その取扱に差異が生じないよう留意すること1
参考 2-4 -3-

（別 添）

原子力発電所使用前検査標準要領書（蒸気タービン・補助ボイラー及び電気設備編）
標準要領書番号
１．蒸気タービン
１）ＢＷＲ
（１）ロ項
①蒸気タービン検査（２）ホ項①タービン保安装置検査（停止中）②タービン保安装置検査（無負荷運転中）③発電機負荷遮断検査（１００％容量タービンバイパスプラント）④発電機負荷遮断検査（部分容量タービンバイパスプラント）⑤プラントトリップ検査⑥負荷検査（その１）
２）ＰＷＲ
（１）ロ項
①蒸気タービン検査（２）ホ項①タービン保安装置検査（停止中）②タービン保安装置検査（無負荷運転中）③発電機負荷遮断検査（７０％タービンバイパスプラント）④発電機負荷遮断検査（４０％タービンバイパスプラント）⑤プラントトリップ検査⑥負荷検査（その１）２．補助ボイラー
１）ＢＷＲ、ＰＷＲ共通（１）ロ項
補助ボイラー検査（２）ホ項
補助ボイラー検査

参考 2-4 -4-

タＢ−ロ−１タＢ−ホ−１タＢ−ホ−２タＢ−ホ−３タＢ−ホ−４タＢ−ホ−５タＢ−ホ−６

タＰ−ロ−１
タＰ−ホ−１
タＰ−ホ−２タＰ−ホ−３タＰ−ホ−４タＰ−ホ−５タＰ−ホ−６

ボ

−ロ−１

ボ

−ホ−１

標準要領書番号
３．電気設備１）ＢＷＲ（１）ハ項①５００ｋＶ系②６．９ｋＶ系③非常用予備発電装置④直流電源系⑤静止形無停電電源装置
（２）ホ項
①発電機系
②外部電源喪失検査③発電機負荷遮断検査（１００％容量タービンバイパスプラント）④発電機負荷遮断検査（部分容量タービンバイパスプラント）⑤負荷検査（その３）
２）ＰＷＲ
（１）ハ項
①特別高圧系②所内高圧系③発電機系④非常用予備発電装置⑤直流電源系⑥無停電電源系（２）ニ項
総合インターロック検査（３）ホ項①外部電源喪失検査②発電機負荷遮断検査（７０％タービンバイパスプラント）③発電機負荷遮断検査（４０％タービンバイパスプラント）④負荷検査（その３）５．解 説
蒸気タービン、補助ボイラー編
電気設備編

電Ｂ―ハ−１
電Ｂ―ハ−２
電Ｂ―ハ−３
電Ｂ―ハ−４
電Ｂ−ハ−５
電Ｂ―ホ−１
電Ｂ―ホ−２
電Ｂ―ホ−３
電Ｂ―ホ−４
電Ｂ―ホ−５

電Ｐ―ハ−１
電Ｐ―ハ−２
電Ｐ―ハ−３
電Ｐ―ハ−４
電Ｐ―ハ−５
電Ｐ―ハ−６
電Ｐ―ニ−１
電Ｐ―ホ−１
電Ｐ―ホ−２
電Ｐ―ホ−３
電Ｐ―ホ−４解解

参考 2-4 -5-

説
説

１
２

（通知文）＜各経済産業局宛＞
１３保電安第１３号
平成１３年４月１６日
各

経

済

産

業

局

あて

原子力安全・保安院
電 力 安 全 課

長

原子力発電所使用前検査等（電力安全課所掌分）の実施について（通知）
原子力発電所設備（電力安全課所掌分）の使用前検査の実施について、別紙のとおり内規を定めたので通知する。

＜電力会社宛＞
１３保電安第１３号
平成１３年４月１６日
各電力会社原子力部長

あて

原子力安全・保安院
電 力 安 全 課

長

原子力発電所使用前検査等（電力安全課所掌分）の実施について
原子力発電所設備（電力安全課所掌分）の使用前検査の実施について、別添のとおり内規を定めたのでお知らせします。
今後、当課の所掌する原子力発電所使用前検査等は別添により運用することとなりますので了知願います。

4
参考 2-4 -6-

（解 説）

原子力発電所使用前検査標準要領書
解

説

解説１

蒸気タービン、補助ボイラー編

解説２

電気設備編

参考 2-4 -7-

参考資料３－１

資料１−４
新規制施行に伴う手続等について
平成２５年６月１９日
原 子 力 規 制 庁

原子力規制委員会は、今般の新規制基準への適合性確認について、設置変更許可、工事計画認可、保安規定認可に関する申請を同時期に受け付け、
ハード・ソフト両面から一体的に審査を行うこととし、これらの審査手続後に必要な検査を実施するといった基本的な方針を示している。
この方針に沿って具体的な手続を進めるに当たり、細部の取扱いを明確化しておく必要がある事項について、以下の通りとする。
なお、引き続き、適切かつ円滑な運用を行うことが出来るよう検討を行う。
（１）新規制施行前に工事に着手又は完成した設備等について
新規制によって新たに要求される設備等であって、新規制施行前に工事に着手又は完成したものについては、新規制施行後、当該設備等に関する設置変更許可、工事計画変更認可、使用前検査等の手続により、原子炉の運転前に新規制基準への適合性を確認する。
なお、新規制施行前に工事に着手し、新規制施行時点で完了していない
設備等については、新規制施行後も工事の継続は可能である。
（２）新規制施行時に検査中の設備等について
新規制施行時点で使用前検査を実施中の設備等については、工事計画の変更認可手続等により、新規制基準への適合性を確認の後、改めて検査等を実施する。
新規制施行時点で施設定期検査又は定期事業者検査を実施中の設備等については、新規制施行前に実施した検査項目も含め、改めて、新規制基準に基づく検査を実施する。
なお、これらの検査に際しては、必要に応じて既に取得した検査データ等も活用しつつ実効的な検査を行うものとする。
（３）新規制施行時点で供用中の設備等について
新規制施行前に使用前検査に合格し、供用を開始する前、又は供用を開始している設備等であって、新規制の工事計画認可に係る本文事項として定められる「基本設計方針、適用基準及び適用規格」の変更に該当するも

参考 3-1 -1-

のについては、原子炉の運転前までに、工事計画の変更認可の手続により、新規制基準への適合性を確認することを求める。
なお、工事計画変更認可の申請時期については、設置変更許可申請等と必ずしも同時ではなく、分割して申請することも可能とする。また、耐震Ｂ
及びＣクラスの機器等であって上位クラスに波及的影響を及ぼさないものに関する耐震性説明書は、原則、基本方針書の記載を充てることができるものとする。また、従来と同様に、代表性を示すことができる場合には、代表評価の適用範囲とその妥当性、評価結果を示すことで計算書とすることを認める。
※新規制施行により新たに技術基準への適合性が求められる溶接部であって、新規制施行時点で工事中のもの、又は既に完成しているものについては、当該プラントに関する一連の審査・検査プロセスと並行して、当該溶接部について技術基準適合性について説明することを事業者に求める。
（４）新規制施行後に着手する工事について
新規制施行後に設備等の工事に着手する場合には、新規制の規定に基づき、設置変更許可、工事計画認可（届出）を行うことが必要である。
（５）信頼性向上のためのバックアップ対策について
新規制施行時点で設置許可を受けている原子炉については、信頼性向上のためのバックアップ対策（特定重大事故等対処施設、常設直流電源設
備（第３系統目））に係る新規制基準は、新規制施行後５年以内に適合することを求めることとし、５年以内においても、これらの設置等に係る申請については新規制基準に基づく審査・検査等を行う。また、これらについても、（１）〜（４）の取扱いを適用する。
（６）その他
新規制施行時点で、既に設置変更許可申請中の案件がある原子力発電所に関し、これに加えて、新規制基準を踏まえた設置変更許可の申請をする場合には、当該事業者に対し、審査を受ける優先度など、申請済みの案
件と新たに申請する案件との関係等を明示することを事業者に求める。

参考 3-1 -2-

参考資料３－２

１．件名「新規制基準に基づく使用前検査、施設定期検査及び定期事業者検査に係る原子力事業者との面談」
２．日時：平成２５年９月１９日（木）１０時００分～１１時００分
３．場所：原子力規制庁８階会議室
４．出席者
原子力規制庁
安全規制管理官（ＰＷＲ・新型炉担当）付
安全規制管理官（ＢＷＲ担当）付

関管理官補佐、武長検査官、谷検査官
忠内管理官補佐、堀検査官、
佐久間検査官、向村専門員

原子力安全基盤機構

主席調査役、他２名

電気事業連合会原子力部 副長
北海道電力 原子力部原子力設備グループ 1 名
東北電力 原子力部（原子力設備） 副長、他１名
東京電力 原子力運営管理部保安管理グループ 副主任、他 1 名
中部電力 原子力部運営グループ 課長、他 1 名
北陸電力 原子力部原子力設備管理チーム 1 名
関西電力 原子力事業本部発電グループ マネージャー、他２名
中国電力 電源事業本部（原子力設備担当）副長
四国電力 原子力部設備技術グループ 副リーダ
九州電力 発電本部原子力設備グループ

副長、他 1 名

日本原子力発電 発電管理室設備管理グループ 課長
電源開発 原子力建設部設備技術室 主任（合計１８名）
５．要旨○原子力規制庁から、新規制施行に伴う各種検査の実施について、以下のとおり伝えた。
 基本的な方針は、「新規制施行に伴う手続き等について」（平成２５年６月１９日、原子力規制委員会資料１－４）のとおり、新規制基準への適合性を確認する。
 現時点では、新規制基準による適合性審査が終了後に検査を行う必要性がある設備、検査項目がある一方、新規制基準においても旧規制基準からの要求事項に変更等がな
いこと等により、新規制基準を適用した検査が実施できる設備、検査項目もあることから、現時点で検査実施可能か否かの整理を次の視点から行うこととする。
 使用前検査については、新規制施行前において工事計画が認可されている設備であることを前提とし、次のいずれの項目にも該当しない項目については、検査可能であると整理する。
① 新規制基準施行後に工事計画を変更している。

参考 3-2 -1-

② 工事計画を変更する必要がある。
③ 規制基準（耐震に関するものを含む。）の要求事項に変更がある。
定期事業者検査及び施設定期検査については、新規制施行前からの検査項目及び既存の設備であることを前提とし、次のいずれの項目にも該当しない項目については、検査可能であると整理する。
① 規制基準の要求事項に変更がある。
② 規制基準適合性の判定根拠に設置許可値、工事計画認可値を用いている場合
であってその値を変更している。
③ これまでに適合性を確認していた規制基準の内容に耐震に関するものが含まれている。
④ 検査方法を変更する必要がある。

 各事業者においてこれらの整理を行った上で、作業を進めて頂きたい。
 なお、以上の視点により整理ができない場合は、検査可否を個別に判断する。
 また、この整理を実施した上で定期事業者検査を実施した場合であっても、その後の適合性審査の結果により検査の成立性に問題がある等の場合には、再検査の必要が生じる場合がある。
○事業者から、これらについて作業を進めたい旨の回答があった。
６．その他
参考
・平成２５年７月１０日「新技術基準に基づく定期事業者検査に係る電気事業連合会との面談」
・平成２５年８月２２日「新技術基準に基づく定期事業者検査に係る電気事業連合会との面談（２）」

参考 3-2 -2-

参考資料３－３

経 済 産 業 省
平成 18･06･29 原院第 8 号
平成１８年７月２４日

電気事業法施行規則第９４条の３各号の解釈例の改正について

経済産業省原子力安全・保安院

原子力安全・保安院は、「電気事業法施行規則第９４条の３各号の解釈例」（平成１８年
７月２４日付け、平成１８・０６・２９原院第８号、ＮＩＳＡ－２３４ａ－０６－８）を定める。
なお、本解釈例は、平成１８年７月２４日から適用することとし、「電気事業法施行規則第９４条の３各号の解釈例について」（平成１７年３月３０日付け、平成１７･０３･１８
原院第４号）は同日付けで廃止する。
ただし、現に電気事業法第５５条第１項に基づき検査し、又は検査に着手しているものについては、なお従前の例による。

参考 3-3 -1-

経 済 産 業 省
平成 18･06･29 原院第 8 号
平成１８年７月２４日
電気事業法施行規則第９４条の３各号の解釈例

経済産業省原子力安全・保安院
ＮＩＳＡ－２３４ａ－０６－８

電気事業法施行規則（平成７年通商産業省令第７７号）第９４条の３各号に規定する定期事業者検査の十分な方法について、発電用火力設備に適用する場合の例示を下記のとおり制定する。
なお、同条各号に規定する定期事業者検査の十分な方法は、本解釈例に示されたものに限定されるものではなく、同条各号に照らして十分な保安水準の確保が達成できる技術的根拠があれば、同条各号に適合すると判断することとする。

記

１．電気事業法施行規則第９４条の３第１号に規定する「開放、分解、非破壊検査その他の各部の損傷、変形、磨耗及び異常の発生状況を確認するために十分な方法」及び同条第２号に規定する「試運転その他の機能及び作動の状況を確認するために十分な方法」の例示は、別表のとおりとする。
なお、別表に基づく定期事業者検査に必要な範囲において、以下に掲げる規格を参照
することができる。
（１）社団法人火力原子力発電技術協会発行「火力発電所の定期点検指針」（TNS-G1001-2005.4）（２）社団法人日本機械学会規格「発電用火力設備規格火力設備配管減肉管理技術規格（2006 年版）」（JSME S TB1-2006）（規格の認証に係る部分を除く。）
２．上記１．に例示された方法により点検を行う設備（出力１万キロワット未満のガスタ
ービン及び炉頂圧ガスタービンを除く。）にあっては、組立終了の後速やかに試運転を行うものとする。この場合、可能な限り４／４出力により実施すること。

参考 3-3 -2-

参考 3-3 -3-

1

設備
ボイラー

(6)蒸気止め弁、給水
止め弁(7)缶水循環ポンプ(5)安全弁(B)過熱器管、再熱器
管、節炭器管(4)管(A)蒸発管作動試験
a 作動試験を行うものであること。
b 分解開放した場合の作動試験は、組立後に行う。
開放点検
弁体・弁座の摩耗が著しいものについて、分解し点検を行う。
外観点検・開放点検
缶水循環ポンプの外観点検を行う。また、必要に応じて開放点検を行う。
作動試験
試運転等により作動試験を行う。

外観点検・肉厚測定
a 火炉内部の管の外観点検を行う。
b 定期事業者検査の隔回ごとに炉内バーナーレベルまで足場を組み、ゴンドラを使い、検査ロボット
を使い又は、これと同等な方法により目視点検を行う。
c 油焚・ガス焚・黒液燃焼ボイラー以外のボイラーにあっては、エロージョン対策を行っていない場
合は、スチームカットを受ける管の代表点の肉厚測定を行う。
d 黒液燃焼ボイラーにあっては、バーナーレベルまで足場を組んだ際には裸管部について肉厚測定を行う。
e 黒液燃焼ボイラーにあっては、スメルトスパウトについて代表箇所の肉厚測定を行う。
外観点検・肉厚測定
a 過熱器管、再熱器管及び節炭器管の外観点検を行う。
b 油焚・ガス焚・黒液燃焼ボイラー以外のボイラーにあっては、エロージョン対策を行っていない場
合、過熱器管、再熱器管及び節炭器管の触手点検を行う。
c 油焚・ガス焚・黒液燃焼ボイラー以外のボイラーにあっては、エロージョン対策を行っていない場
合、過熱器管、再熱器管及び節炭器管の代表点の肉厚測定を行う。
開放点検
定期事業者検査の隔回ごとに胴、過熱器、再熱器の安全弁及び電気式逃し弁を分解し点検を行う。

内部点検
汽水胴に同じ。ただし、汽水分離装置は、内部装置と読み替える。
内部点検・外観点検
a 管寄及び管寄吊金具の外観点検を行う。
b 定期事業者検査による検査の隔回ごとに 2 本以上の代表管寄の選定内部の点検を行う。

(2)水胴

(3)管寄

例示
内部点検
汽水分離装置を必要な個数取り外した状態で胴内部の目視点検及び胴内部溶接線の液体浸透探傷試
験（以下「PT 検査」という。）を行う。ただし、管台内面溶接部が平滑化加工されている場合は、汽水分離装置の取り外しは定期事業者検査による検査の隔回ごとでよい。

項目(1)汽水胴（起動バイ
パス用フラッシュタ
ンクを含む。）（別表）開放、分解による点検及び作動試験等の定期事業者検査の十分な方法の例示

・作動試験は油圧ジ
ャッキ方式により行ってもよい。

・保温材を取付けた
管寄は、保温材は取り外さなくてよい。

備考
・汽水分離装置の取り外しは、汽水胴に溶接で取付けられたものは取り外さ
なくてよい。

参考 3-3 -4-4 蒸気タービン

3 燃料電池用改質器

設備
2 ボイラー附
属設備(4)軸受(3)隔板、噴口、静翼(2)車軸、円板、動翼(1)車室(2)安全弁

(1)改質器本体(4)ボイラー に附属する管(2)通風機
押込通風機
誘引通風機
ｶﾞｽ再循環通風機
ｶﾞｽ混合通風機(3)燃焼装置

項目(1)給水ポンプ作動試験
a 作動試験を行うものであること。
b 分解開放した場合の作動試験は、組立後に行う。
開放点検
a 高中圧上半車室を取り外し、隔板、ラビリンスパッキンを取付けた状態で点検を行う。
b 定期事業者検査による検査の隔回ごとに低圧上半車室を取り外し隔板、ラビリンスパッキンを取付けた状態で点検を行う。
c 必要に応じて PT 検査を行う。
開放点検
a 車室を開放した範囲において車軸は取り外さず静かに回転させて次の点検を行う。
・車軸・円板・翼及び取付け部・シュラウド、レーシングワイヤー
b 必要に応じて PT 検査を行う。
開放点検
a 上半高中圧初段の噴口の点検を行う。
b 隔板を車室に取付けた状態で点検を行う。
c 必要に応じて PT 検査を行う。
外観点検

作動試験
試運転等により作動試験を行う。
外観点検
火炉内部よりバーナーの外観点検を行う。
a 測定計画に基づき管の厚さの測定を行う。
b 上述の a の他、前回の定期事業者検査以降の中間停止等において行った管の厚さの測定結果を踏まえ、余寿命評価を行い、又は、既に行った余寿命評価の確認を行う。
c 必要に応じ、今後における管の厚さの測定計画策定又は見直しを行う
内部点検
改質器の点検孔を開放し、改質器本体の内部の損傷及び改質管の形状等について目視点検を行う。
開放点検
a 定期事業者検査による検査の隔回ごとに安全弁を分解し点検を行う。
b 必要に応じ PT 検査を行う。

作動試験
試運転等により作動試験を行う。
外観点検・開放点検
通風機の外観点検を行う。また、必要に応じて開放点検を行う。

例示
外観点検・開放点検
給水ポンプの外観点検を行う。また、必要に応じて開放点検を行う。

・作動試験は油圧ジ
ャッキ方式により行ってもよい。

備考

参考 3-3 -5-(1)ガス圧縮機
ガス圧縮機本体

6 ガスタービン(内燃型)(C)管(2)ガス圧縮 機と一体となって燃焼用の圧縮ガスをガスター
ビンに供給する設備(A)ガス溜、ガス冷却器、油分離器(B)安全弁蒸気タービンに附属する管(7)復水器(5)主要弁主蒸気止め弁再熱蒸気止め弁
主蒸気加減弁(6)非常停止装置

項目

5 蒸気タービ
ン附属設備

設備

作動試験
a 作動試験を行うものであること。
b 分解開放した場合の作動試験は、組立後に行う。
外観点検
主要な管の外観点検を行う。

開放点検
弁体、弁座、弁棒、シール部の摩耗が著しい等必要に応じて分解し点検を行う。

外観点検
弁の外観点検を行う。

作動試験
試運転等により作動試験を行う。
外観点検
貯槽等の外観点検を行う。

作動試験
分解開放したものは組立後、非常停止装置の作動試験を行う。
開放点検
水室を開放し内部及び細管の目視点検を行う。
a 測定計画に基づき管の厚さの測定を行う。
b 上述の a の他、前回の定期事業者検査以降の中間停止等において行った管の厚さの測定結果を踏まえ、余寿命評価を行い、又は、既に行った余寿命評価の確認を行う。
c 必要に応じ、今後における管の厚さの測定計画策定又は見直しを行う。
開放点検
分解点検を行う。ただし、機器の特性に応じて時間管理等によって、分解等による定期的な点検を行っているものは、必要な限りでの分解点検とする。

外観点検
非常調速機、トリップ機構等の外観点検を行う。

例示
軸受部の外観点検を行う。
開放点検
a 各主要弁を分解し、ストレーナー、弁体、弁座等の点検を行う。
b 必要に応じて PT 検査を行う。

・作動試験は油圧ジ
ャッキ方式により行っても良い。

備考

参考 3-3 -6-

8 液化ガス用
燃料設備

設備
7 ガスタービン(外燃型)

項目例示
開放点検
上半車室を取外して点検を行う。隔板及びラビリンスパッキンは、必要に応じて取り外す。

(1)気化器(6)主要弁危急遮断弁(7)非常調速装置

作動試験
a 安全弁組立後、作動試験を行う。
b 代表点のガス検知器作動試験を行うものとするが、定期的に作動試験を行っている場合は、その試験に代えることができる。

開放点検
安全弁を開放し点検を行う。

作動試験
非常停止装置の作動試験を行う。
外観点検
気化器の外観点検を行う。

作動試験
歯車減速機組立後、作動試験を行う。
開放点検
弁体、弁座、弁棒、シール部の点検を行う。
外観点検
非常調速装置、トリップ機構等の外観点検を行う。

(2)車軸、円板、動翼、 開放点検
軸継手
a 車軸は取り外して次の点検を行う。
・車軸・円板・翼及び取付け部
b 必要に応じ PT 検査を行う。
(3)隔板、噴口、静翼 開放点検
a 隔板は必要に応じ車室から取り外して点検を行う。
b 必要に応じ PT 検査を行う。
(4)軸受
外観点検
軸受部を分解して点検を行う。
(5)歯車減速機
開放点検
定期事業者検査の隔回ごとに開放又は分解による点検を行う。

(1)車室

備考
※炉頂圧型ガスタ
ービン以外のものにあっては、本表を参考に適切な点検を行うこと。

参考 3-3 -7-

9 液化ガス設備(液化ガス用
燃料設備を除
く。)

設備

(2)貯槽

(1)気化器(4)主要配管(3)導管

項目(2)貯槽(ガスホルダ
ーも含む。)

例示

開放点検
a 必要な周期ごとに貯槽本体を開放し点検を行う。
b 定期事業者検査による検査の隔回ごとに安全弁を開放し点検を行う。

開放点検
定期事業者検査による検査の隔回ごとに安全弁を開放し点検を行う。
作動試験
安全弁組立後、作動試験を行う。
外観点検
貯槽本体の外観点検を行う。

作動試験
代表点のガス検知器作動試験を行うものとするが、定期的に作動試験を行っている場合は、その試験に代えることができる。

外観点検
気化器の外観点検を行う。

作動試験
代表点のガス検知器作動試験を行うものとするが、定期的に作動試験を行っている場合は、その試験に代えることができる。

外観点検
必要な点検の周期を定め、地上部の配管及び伸縮継手について外観点検を行う。

作動試験
代表点のガス検知器作動試験を行うものとするが、定期的に作動試験を行っている場合は、その試験に代えることができる。

外観点検
必要な点検の周期を定め、地上部の配管及び伸縮継手について外観点検を行う。

作動試験
安全弁組立後、作動試験を行う。

開放点検
安全弁を開放し点検を行う。

外観点検
貯槽本体の外観点検を行う。

・開放点検の時期が定期事業者検査の時期と異なる場合
は、その点検に代えることができる。

備考参考 3-3 -8-

10 ガ ス 化 炉
設備

設備(D)給水ポンプ

ロ 過熱器管、再熱器管、節炭器管

(C)管
イ 蒸発管

(B)管寄

(3)蒸気発生器(A)胴(2)ガス化炉 附属設
備(A)給水ポンプ(B)燃焼装置(1)ガス化炉

(3)導管

項目

備考

外観点検
バーナーの外観点検を行う。
・汽水分離装置の取内部点検
汽水分離装置を必要な個数取り外した状態で、胴内部の目視点検及び胴内部溶接線の PT 検査を行う。 り外しは、汽水胴に
ただし、管台内面溶接部が平滑化加工されている場合は汽水分離装置の取り外しは定期事業者検査によ 溶 接 で 取 り 付 け らる検査の隔回ごとでよい。
れたものは取り外さなくてよい。
内部点検・外観点検
・保温材を取り付け
a 管寄及び管寄吊金具の外観点検を行う。
た管寄は、保温材は
b 定期事業者検査による検査の隔回ごとに 2 本以上の代表管寄を選定し、内部の点検を行う。
取り外さなくてよい。
内部点検・外観点検
a ガス化炉内部の管の外観点検を行う。
b 定期事業者検査による検査の隔回ごとに炉内バーナーレベルまで足場を組み、ゴンドラを使い、又はこれらと同等な方法により目視点検を行う。
c エロージョン対策を行っていない場合は、スチームカットを受ける管の代表点の肉厚測定を行う。
内部点検・外観点検
a 過熱器管、再熱器管及び節炭器管の目視点検を行う。
b エロージョン対策を行っていない場合、過熱器管、再熱器管及び節炭器管の触手点検を行う。
c エロージョン対策を行っていない場合、過熱器管、再熱器管及び節炭器管の代表点の肉厚測定を行う。
作動試験
試運転等により作動試験を行う。

作動試験
安全弁組立後、作動試験を行う。
外観点検
必要な点検の周期を定め、地上部の配管及び伸縮継手について外観点検を行う。
作動試験
代表点のガス検知器作動試験を行うものとするが、定期的に作動試験を行っている場合は、その試験に代えることができる。
内部点検・外観点検
a ガス化炉内部の目視点検を行う。
b 断熱材に覆われていないガス化炉内部の溶接線については、必要に応じて PT 検査を行う。
作動試験
試運転等により作動試験を行う。

例示

参考 3-3 -9-

独立過熱

蒸気貯蔵

14 蒸 気 貯 蔵
器附属設備

13
器

12 独 立 過 熱
器附属設備

11
器

設備

例示

外観点検・開放点検
a 管外面の目視点検を行う。
b 管寄せは点検孔を開放する。
c 管は必要に応じ代表的な箇所を選定し非破壊検査又は管を切り取り検査を行う。
外観点検・開放点検
a 管外面の目視点検を行う。
b 管寄せは点検孔を開放する。
c 管は必要に応じ代表的な箇所を選定し非破壊検査又は管を切り取り検査を行う。

作動試験
安全弁組立後、作動試験を行う。
開放点検
定期事業者検査による検査の隔回ごとに胴、過熱器及び再熱器の安全弁及び電気式逃し弁を分解し点
検を行う。
作動試験
a 作動試験を行うものであること。
b 分解開放した場合の作動試験は、組立後に行う。
開放点検
弁体・弁座の磨耗が著しいものについて、分解し点検を行う。
代表点のガス検知器の作動試験を行う。

開放点検
安全弁を開放し点検を行う。

(1)重油燃焼装置(2)押込通風機(3)スートブロワ(4)蒸気溜（ドレンセ
パレーターを含む。）(5)独立過熱 器に附 a 測定計画に基づき管の厚さの測定を行う。
属する管b 上述の a の他、前回の定期事業者検査以降の中間停止等において行った管の厚さの測定結果を踏まえ、余寿命評価を行い、又は、既に行った余寿命評価の確認を行う。
c 必要に応じ、今後における管の厚さの測定計画策定又は見直しを行う。
本体
内部点検・外観点検
a マンホールを開放して内部を点検する。
b 内部装置は定期事業者検査の隔回ごとに 1 回取外して点検する。
蒸気貯蔵器に附属す a 測定計画に基づき管の厚さの測定を行う。
る管b 上述の a の他、前回の定期事業者検査以降の中間停止等において行った管の厚さの測定結果を踏まえ、余寿命評価を行い、又は、既に行った余寿命評価の確認を行う。
c 必要に応じ、今後における管の厚さの測定計画策定又は見直しを行う。

本体

ロ 蒸気止め弁、給水止め弁(5)ガス検知器(B)水、蒸気の通ずる
もの
イ 安全弁

項目
(4)弁
(A)ガスの通 ずるものイ 安全弁

・定期的に作動試験を行っている場合
はその試験に代えることができる。

・作動試験は油圧ジ
ャッキ方式により行ってもよい。

備考
・作動試験は油圧ジ
ャッキ方式により行ってもよい。

10.01.08

改訂 2

第 16回検査制度運用改善 PT

第 14回検査制度運用改善 PT
第 15回検査制度運用改善 PT

参考 3-4 -1-

として位置付けられる。

いて「定期に技術基準適合性を確認する行為」

このうち定期事業者検査は、保全活動におして国に届出されることとなる。

保全計画書において明確化され、保安規程と保全の有効性評価

定期事業者検査の実施及び 判定

術基準適合状態の維持を含む設備の健全性維

持には不可欠なものであり、今後、これらは定 期事業者検査の計画

保全計 画の策 定

保全対象範囲策定
保全重要度の設定

保全の実施，点検・補修等の結果の確認・評価

不適 合管理及び是正処置技 術基 準要求

保全

保 守管理

ベルまで様々な保全内容があり、いずれも技

取替、調整、点検など部品レベルから系統レ

上記の点検・補修等については、消耗品の求に対する適合状態も維持されている。

より、設備の健全性は維持され、技術基準要継続的に改善されていく。この一連の活動に適合情報等を踏まえて、保全計画は見直され、が実施される。また、それらの実施結果や不方法等が決定され、これに従い点検・補修等

予め、SSC の点検・補修等の実施頻度、時期、保全活動においては、保全計画が策定され、

１．２ 保全活動における技術基準適合維持と定期事業者検査

定期事業者検査は、上記の保守管理活動のうち、保全活動の一部に該当するものである。

状態を監視することにより、原子力発電施設の安全性や信頼性を確保している。

保 全 活動 管理
指 標の 設定 及び 監視 計 画の
策 定 並び に監視

一方、SSC を運転又は使用し、運転管理や放射線管理等のその他の保安活動により必要な SSC の機能やれる機能や状態を維持している(保全活動)。

し、その保全計画に従い点検・補修等を実施するとともに、その結果の確認・評価を行い、 SSC に要求さ事業者は、保守管理活動の中で構築物、系統及び機器（以下「 SSC」という）に対して保全計画を策定

１．定期事業者検査の位置付け
１．１ 保守管理活動における位置付け

改訂していくこととする。

期事業者検査内容等の整理を行った。なお、この整理結果については、今後も継続的改善に取り組み、都度のとするため、新検査制度も踏まえて、定期事業者検査の位置付け、保全活動との関係を整理した上で、定２０年度も引き続き、新検査制度導入後の事業者における定期事業者検査を、より合理的且つ効果的なも管理等の保安活動として整理できることを確認した。

ち、技術基準との関連が希薄なものについて検討整理し、この結果、一部の検査については保守管理、運転

NISA 原子力発電検査課
JNES 検査業務部
電気事業連合会

第N回定検

定事 検の集合が６月を超 えない時期で管 理。
定事 検の集合は2月 程度とする。

解列

：点検

第N＋１回定検

総合負荷

ECCSﾎﾟﾝﾌ ﾟA(機能＋状態監視)
ECCSﾎﾟﾝﾌﾟB(機能＋状態監視)

解列：定期事業者検査

6月を超えない時期ご と総合負荷

運転中の 計画的な点検・
補修と定期
事業者検査
の関係

解列
第 N 回定検総合負荷

解列
第 N＋１回定検：定期事業者検査：運転中の計画的な点検・補修

定検項目の機器は定期検査期間中に定事検を実施
定検申請時に運転中の計画的な点検・補修の記録確認にて定期検査を実施することを明示
この時点が点検実績となる。(次回点検はここから○Ｍ後)② 定期検査対象の定期事業者検査の場合

この時点が点検実績となる。(次回点検はここから○Ｍ後)

総合負荷① 基本ケース

N-１回

総合負荷

原子炉運転中に、予め定めた保全計画に従い、定期事業者検査対象機器に対して実施する点検・補修等の結果の確認・評価については、定期の行為であることから、対象機器の技術基準適合性確認のため、定期事業者検査を実施する。（①）なお、この際の定期事業者検査は対象機器の点検・補修等により、技術基準より当該機器に要求される機能・性能に影響を与えると評価される範囲を対象に実施する。
ただし、当該機器が定期検査対象である場合は、電事則第 94 条の 2 の規定及びその解釈により、原子炉の運転時に先行的に実施することはできないことから、点検・補修後の当該機器の技術基準適合性の確認は、定期事業者検査以外の保全活動として実施し、次保全サイクルの定期検査期間中において、
当該保全活動の記録確認による定期事業者検査を実施する。（②）(2)運転中の計画的な点検・補修等における定期事業者検査について

定期検査を終了した日から ，次回の定期検査開始するま
で の期間に おい て6
月を超えない時期ご
と

N-１回

総合負荷

プ化した検査の単位で計画することでよい。

測定等）により異常の発生に係る兆候を定期事業者検査として確認する。なお、検査の時期は、グルーの設備診断に関する技術指針－回転機械振動診断技術」（ＪＥＡＧ４２２１－２００７）に基づく振動

ない時期毎に、機器の作動試験とともに状態監視（社団法人日本電気協会電気技術指針「原子力発電所

として広く行われている振動測定による管理が可能な機器について、原子炉運転中において６月を超え

原子炉の運転中に試験ができるように施設することが技術基準から要求される設備のうち、状態監視(1)運転中の定期事業者検査について

期事業者検査とそれ以外の保全活動について整理する。

事業者検査については「定期に技術基準適合性を確認する行為」として位置付けられる。以下では、定

前項のとおり、技術基準への適合は事業者の様々な保全活動で維持されるものであり、このうち定期

１．３ 保全活動における定期事業者検査とそれ以外の保全活動についての整理

原子力発電所の定期事業者検査内容等の整理について

定期事業者検査内容等の整理については、１９年度の活動として定期検査項目以外の定期事業者検査のう09.03.27
09.06.26

改訂 0
改訂 1

参考資料３－４

参考 3-4 -2-④③

不 適合処 理完了を前提 に実 施総合 負荷

不適 合処理完 了を前提に 実施

後 段の 機 能検 査

第 N回 定検

総 合負 荷解列

こ の時 点 が 点 検 実 績 と な る。
（ 次 回 点 検 は ここ から ○ Ｍ 後 ）第N＋１回定検総合負荷は、当該機器レベルの機能・性能の確認については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

ることを目的として実施するものではなく、点検手入れ時期を適切に計画するためのものであること

状態基準保全と定期事業者検査の関
係

解列

計画

計画

状 態監視による
異 常兆候検 知② 運転中 に点 検を実 施する場 合状 態監視による
異 常兆候検 知① 定検にあわせ て点検を 実施する場 合

N-１回

総合負荷

について添付資料（９）に示す。

第N回定検

総合負荷
第N＋１回定検：状態監視による異常兆候の検知：点検：定期事業者検査

解列

総合負荷

また、状態基準保全を選択する場合における定期事業者検査の判定に係る「一定の期間」の取扱い

は定期事業者検査とし、それ以外については、定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

認するための分解・開放検査については、保全活動において重要性が高いと考えられる機器について

・これまで機能・性能確認を補完する観点で行ってきた機器の内部構成部品のき裂、変形等の有無を確して改善が望ましい検査についても併せて検討する。

また、この整理においては、これまでの検査経験から、技術基準から要求される機能・性能の確認とする。

ベルでは確認できない場合は、機器レベルの機能・性能の確認については定期事業者検査として整理

一方、技術基準から要求される機能・性能に対して、該当する系統機能検査がない、あるいは系統レであって、後段の当該機器が属する系統機能検査においても要求される機能・性能が確認可能な場合

期事業者検査として行う。（①、②）なお、この場合の状態監視活動は、技術基準適合性を直接確認すから、基本的には定期事業者検査にはあたらない。

基本とする。すなわち、現状、技術基準から要求される機能・性能を機器レベルで確認している検査

態基準保全を選択する場合、状態監視の結果に基づき予め計画して行う分解検査又は開放検査は、定(1)機能・性能要求に対する整理整理する。

技術基準要求を機能・性能、構造健全性の２つの観点からの要求に分け、各観点から定期事業者検査を

２．１整理の考え方

画書の点検計画に記載され、必要に応じ定期安全管理審査において確認されることとなる。

て検討整理する。なお検討の結果、定期事業者検査以外と整理される保全活動については、今後は保全計

上述の定期事業者検査の位置付けを踏まえ、以下の整理の考え方に従い、定期事業者検査内容等につい

解列・技術基準から要求される機能・性能は系統単位の機能検査（以下、系統機能検査という）での確認を

：点 検

据付

総合負荷

解 列前の先行 実施又は、 定検中の実施 にかかわらず、品 質記録の確 認にて検 査実施

第N回定検：新品・取替・修理：点検：定期事業者検査

組立
工 場で実施

品質 記録

部品取 替

解列

２．定期事業者検査内容等の整理の考え方

新品取替・工場修理

新品・取替・修理と定期事業者検査の
関係

N-１回

総合負荷

時間基準保全に基づき分解検査又は開放検査を定期事業者検査として実施してきた機器について状：不 適 合 発 生

定 検項目の 機 器は 定期 検査期間 中に 定事検 を実施 。
定 検 申 請 書 に 運 転 中 に発 生 し た不 適 合 処 置 の 記 録 確 認 に て
定 検 を 実 施 す るこ と を 明 示 。

不 適 合 を 定 事 検 の 実 績 に し たい 場 合 （ 定 検 項 目 ）総 合 負荷：定 期 事 業 者 検 査

第 N＋ １ 回定 検

不 適 合 を 定 事 検 の 実 績 に した い 場 合 （ 定 検 項 目 以 外 ）
定 検 項 目 以 外 の 機 器 は 点 検 に あ わ せ て 定 事 検 を 実 施 す ること が 出 来 る 。 （ 不 適 合 処 置 の 記 録 確 認 に て定 事 検 を 実 施 す る
こと も 可 能 ）(4)状態基準保全における定期事業者検査について

不適 合と 定期 事業者検 査の 関係

基 本 ケ ー ス２②

解列

定 検 期 間 中 に 定 事 検 を 終 了 した
機 器 に 不 適 合 が発 生

基 本 ケ ー ス１①

N -１ 回

総合 負荷

保全の有効性評価を通じて、必要に応じて定期事業者検査を含めた保全計画が見直される。

さらに、不適合情報については、その後の保全計画の見直しにあたってのインプット情報となり、発生後に当該機器に係る定期事業者検査を行う場合、当該不適合処置の完了が前提となる。（②）には、当該機器の技術基準適合性を確認・評価した記録が含まれることが必要である。また、不適合ことが必要である。

なお、定期事業者検査との関係において、不適合の発生等に伴い実施する点検・補修等の結果の記録されておれば、据付後の分解検査に代えて、これら工場等における記録を用いて記録確認検査として定検・補修等の内容、実施時期によっては定期事業者検査として実施する場合がある。（③、④）期事業者検査としてよい。ただし、いずれの扱いにするかは、事業者のＱＭＳにおいて規程されている場合であって、事業者のＱＭＳに基づき分解検査又は開放検査と同程度の品質確認が行われ記録が維持については、定期の行為ではないことから、定期事業者検査とすることは要しない。（①）ただし、点これら取扱の詳細を添付資料（８）に示す。

分解検査又は開放検査を定期事業者検査として実施している機器を、新品取替又は工場にて修理した(5)新品取替又は工場にて修理する場合の定期事業者検査について不適合の発生等に伴い、定期事業者検査対象機器に対して実施する点検・補修等の結果の確認・評価(3)不適合の発生等に伴い実施する点検・補修等の結果の確認・評価と定期事業者検査について

参考 3-4 -3-

範囲、検査の内容、頻度等を見直すことが必要となる。

によっては、今回の整理を踏まえて、定期に技術基準適合性を確認するといった観点から、確認する

このことは、保全活動の一部である定期事業者検査についても同様であり、運転経験や工学的知見なるものであり、保全活動は保全の有効性評価により、継続的に見直し改善されていくものとなる。

なお、新検査制度において、上記運転経験や工学的知見は、保全の有効性評価のインプット情報と・劣化、故障モード、設計的知見などの工学的知見（高経年化技術評価の結果も含む）

・故障実績、トラブルなどの運転経験していない等）を含む検査内容であり、整理の妥当性を個別に確認することとする。

整理にあたって、以下の観点から導入された検査については、特別な観点（技術的評価が未だ確定（整理にあたっての留意事項）

破壊検査（肉厚測定、熱交換器伝熱管のＥＣＴを含む）における確認を基本とする。

・供用中機器の構造健全性確認については、維持規格、運転経験・規格等に基づき、外観検査又は非供用期間中検査（ＩＳＩ）および原子炉格納容器漏えい率検査における確認を基本とする。

・漏えい検査については技術基準の漏えい試験の要求に従い、クラス１、クラス２、クラス３機器の検査、及び機器レベルの外観検査又は非破壊検査に整理し、各々の以下の通りとする。

技術基準から要求される構造健全性の確認については、維持規格等に基づき、系統レベルの漏えい(2)構造健全性要求に対する整理（ｃ）環境による経年変化の影響が大きいと考えられる機器（ｂ）機能要求時に作動すべき機器（ａ）要求される機能の安全重要度が高い機器

NISA‑
153c‑05‑3）に定義される主要弁をいう。

主要弁 ：平成 17･12･22 原 院第 2 号「原子 力発電設 備に係る工 事計画の 運用につい て（内規）」（NISA‑324c‑
05‑8，

＊

る。

検に併せ行う肉厚測定、熱交換器伝熱管のＥＣＴについては、これらを引き続き定期事業者検査とす

施する分解・開放点検、並びにこれまでの運転経験を踏まえて、＊主要弁の分解および分解・開放点

これに加えて、直接的な機能・性能確認が困難な機器であって機能・性能確認に代わるものとして実て重要性が高いと考えられる以下の（ａ）～（ｃ）のいずれにも該当する機器の確認を対象とする。

機能・性能を維持する観点から定期事業者検査として実施する分解・開放検査は、保全活動におい分解・開放検査の対象機器の考え方

図２．定期事業者検査の整理イメージ（要求の観点と確認レベル）

図１．定期事業者検査の今後の整理イメージ（保全活動の段階と検査）参考 3-4 -4-

ＰＷＲ

約５３検査／１５９検査（約３３％） 約４２検査／１３４検査（約３１％）

約２６検査／１５９検査（約１６％） 約２５検査／１３４検査（約１９％）

約２７検査／１５９検査（約１７％） 約１７検査／１３４検査（約１３％）④-1

該当する検査を明 確化③ ´，④-2´② ，③，④-2⑤，⑥①´

該当する検査を明 確化

その他

図３．具体的な整理手順

各 系統 毎に、技 術基 準か ら要求される確認 内容 に対する現行の検査内容の 妥当 性や重複を評価

手順３

・「系統 機能」と分類された条文毎 に、確 認対 象、確 認 内容を明確化
・当該 条文 に関連させて実 施している現 行の 定期 事業 者検査を抽 出

手順２

構造 健全 性の要 求

構造 健全性

技術 基準 要求（各 条文 ）機 器レ ベルの要求

機能・性能

系統 レベル の要求

手順１に、それ以外は定期事業者検査外の保全活動に整理（③、③´）。

定期 事業 者検 査以 外の 保全活動として実施
する事 項

定 期事 業者検査として実施する事項

定期 事業 者検 査として
実 施しない事項・添付資料(2)に示す「分解・開放検査」の対象機器の考え方に従い、対象となる機器は定期事業者検査

定期事業者検査として整理（②、④‑2）。

・重複事項は定期事業者検査以外の保全活動として実施する事項と整理（④‑2´）。それ以外については、・系統毎に、技術基準から要求される確認内容に対する現行の検査内容の妥当性や過不足、重複を評価。

手順３ 系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理を踏まえた検査」とし、機能確認の補完として行われる分解・開放検査は関連しないものとした。

ア.９条、９条の２および１１条に関連付ける検査は、「維持規格に基づく検査」、「運転経験・規格等を踏まえた検査」の３階層に分けて考え、構造健全性要求条文に関連付ける検査を再整理した。

供用中機器の構造健全性確認は、「日常巡視、点検」、「維持規格に基づく検査」「運転経験・規格等a)構造健全性要求と検査内容等の再整理について(2)追加検討課題の検討結果について

・常用系の一部系統については、系統レベルの機能検査を設定した。詳細は添付資料 (3)に示す。

た。

と、自動減圧系機能検査、主蒸気逃がし安全弁・逃がし弁機能検査において手動動作確認を追加しＢＷＲでは、ほう酸注入系機能検査において原子炉冷却材浄化系への隔離信号確認を追加するこ

ＰＷＲでは、蓄圧注入系機能検査において現行の弁単体の動作検査に代えて系統注入検査とした。

・検査内容の充実として、以下のとおり検査内容を見直した。

・現行検査項目の一部は、検査内容の重複から定期事業者検査以外の保全活動とした。

不足、重複を評価の上整理した。

プラントの主な系統毎に技術基準から要求される確認内容に対する現行の検査内容の妥当性や過c)手順３ 系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理についてても、合わせて見直した。

この整理では、条文の解釈、解説に基づき、条文と関連付かない検査、関連付けるべき検査につい系統機能として分類された技術基準の条文毎に、確認対象、確認内容を整理した。

b)手順２ 供用期間中に定期に確認すべき系統機能・性能の整理について確認することとした。

第１０条６項（安全弁からの排気の安全処理）：関連付けていた排気管の外観検査は、日常点検で「その他」分類とした条文の例

を該当条文に関連付ける等、条文と検査の関係を合わせて見直した。

・当該条文に関連させて実施している現行の定期事業者検査を抽出。

要としない事項として「その他」分類とするとともに、トラブルの反映として追加された排気筒検査

・手順１にて「系統機能」と分類された条文毎に、確認対象、確認内容を明確化。

この整理では、これまで検査が関連付けられていた条文の一部を、定期事業者検査による確認を必

技術基準の各条文を、「系統機能」、「機器機能」、「構造健全性」及び「その他」に分類した。

a)手順１ 技術基準の要求についての整理について(1)手順１～３による整理結果

参考：合計

一部整理可とした検査

整理可とした検査

ＢＷＲ

なお、この整理の結果、定期事業者検査以外の保全活動に整理される検査の内訳は下表のとおり。

略を以下に示す。

手順１～３による整理、並びに検討過程で追加検討することとした課題について、その検討結果の概３．検討結果

手順２ 供用期間中に定期に確認すべき系統機能・性能の整理

・「機器機能」 と「構造健全性」については現行の該当する検査を明確化（④ ‑1、⑤、⑥）。

現在における検査の必要性等を吟味し、その他の保安活動とする妥当性を評価の上、整理。

査は技術基準要求との関連が希薄と考えられ、この場合は、平成 19 年度の整理手順に則り、導入経緯、

なお、「その他」とされた条文にのみ関連させて実施している現行の定期事業者検査があれば、当該検・定期事業者検査による確認を必要としない事項については「その他」に分類（例：材料要求等）（①´）。

と構造健全性の観点からの分類及びその確認内容を整理。

・技術基準の条文毎に、要求の概要、機能・性能（系統レベルを「系統機能」、機器レベルを「機器機能」）

手順１ 技術基準の要求についての整理は添付資料（1）に示す。

定期事業者検査内容等の整理の考え方に従った具体的な整理手順は、以下のとおり。なお、手順の詳細

２．２具体的な整理手順参考 3-4 -5-る。

認を主体に構造健全性を確認することとし、３０条１項３号、３１条１項２号、同３号は、廃棄物検討結果の詳細は添付資料(5)に示す。

検査以外の保全活動に整理する。

り技術基準適合性を担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者

要度クラス３以下の監視設備については、後段の系統機能検査で監視機能を確認しており、これによ

果の指示・記録の要求に基づく設備の検査において、技術基準適合性を満足している。また、安全重中央制御室の監視機能(第２４条の２)については、第２０条各号の要求及び第２０条３号の計測結・中央制御室の監視機能（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）

整理する。

及び放水口モニタ(安全重要度ノンクラス)の機能確認については、定期事業者検査以外の保全活動に機能確認、１次系気体放射性物質の監視モニタや２次系設置のモニタの警報発信による機器動作確認、

この結果、最終段モニタまでの中間ループに設置したモニタ（原子炉補機冷却水系放射線モニタ）の追加的な確認範囲であることから、定期事業者検査以外の保全活動に整理する。

については、他条文要求として安全保護系機能検査等で確認されるなど、第２０条関連検査としては確認により技術基準適合性が担保される。なお、警報発信に伴う補機類の動作（事故時機能にあたる）の要求により設けられた排気、排水の最終段のプロセス放射線モニタや、エリアモニタの指示・警報

排気、排水中の放射性物質や管理区域内の線量当量を測定する目的から、第２０条八号から十一号

・放射線モニタ（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）

イ.技術基準から間接的に要求があるとして検査対象としている計測装置

して追加した。なお、ＢＷＲでは、従前よりこれらと同等の設備を定期事業者検査項目としている。

流量計等については、安全重要度クラス２に分類されるものであることから、定期事業者検査項目と関連が明確でなく従前は定期事業者検査以外としていた低圧注入流量計、高圧注入流量計、余熱除去

ＰＷＲにおいては、中央制御室の監視機能(第２４条の２)に関連した計測装置のうち、技術基準との・中央制御室の監視機能（ＰＷＲ）とした。

担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者検査以外の保全活動の機能・性能検査において計測装置の機能(監視機能)を確認しており、これにより技術基準適合性を

火力技術基準が準用される補助ボイラ等に係る計測装置については、補助ボイラ等、それぞれの設備

・補助ボイラ、蒸気タービン、内燃機関に係る計測装置（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）

ア. 技術基準から直接的に要求があり検査対象としている計測装置

検査対象を比較評価し、次のとおり対象機器を整理した。

機器機能要求として実施する計測装置の定期事業者検査対象範囲について、技術基準の要求と現行b)計測装置の定期事業者検査項目整理について

検討結果の詳細は添付資料(4)に示す。

全性検査」（ＢＷＲは新たに設定する）を関連付けた。

＊（「電気事業法施行規則第９４条の３各号の解釈例の改正について」（平成 18・06・29 原院第 8 号））

検討結果の詳細は添付資料(7)に示す。

踏まえて、再整理した。

いては、火力設備についての＊規則解釈例を参考に原子力設備の定期事業者検査内容の整理の考え方を

蒸気タービン本体及びその附属設備並びに、補助ボイラー本体及びその附属設備の検査内容につd)蒸気タービン等及び補助ボイラーの定期事業者検査内容の再整理について

検討結果の詳細は添付資料(6)に示す。

業者検査として実施する。

イ.ア項以外の弁については、現状どおり、弁棒及びシート面について、目視検査及びＰＴを定期事とした。なお、引き続き分解検査において、弁棒、シート面の目視検査及び弁棒のＰＴを実施す

な材料や構造の選定を基本に、供用中にあっては、これら設備の外観の異常、漏えいの有無の確処理設備等の維持規格適用範囲外のクラス３機器及びクラス４機器を対象に外観検査を行う「構造健ア.通常時開で機能要求時も開の弁については、シート面のＰＴを定期事業者検査対象外の保全活動

り整理した。

弁の分解検査内容について、技術基準の要求する範囲と現行の検査内容を比較評価し、次のとおc)弁の分解検査内容について

３１条１項二号、同三号）は、ポンプ、弁、容器等の設備設計段階での廃液の性状を考慮した適切

ウ.廃棄物処理設備等における耐熱・漏えい防止・腐しょく防止構造にかかる条文（３０条１項三号、交換器伝熱管のＥＣＴ（渦流探傷試験）とした。

イ.分解・開放検査に含まれる運転経験を踏まえた検査内容は、熱交換器胴板等の肉厚測定および熱参考 3-4 -6-

系統レベルの要求

機器レベルの要求

機能・ 性能構造健全性の要求

構造健全性

技術基準要求（各条文）該当する検査を明確化

該当する検査を
明確化

その他

④-1

⑤，⑥

①´

定期事業者検査として実施する事項

定期事業者検査として実施しない事項

手順１の詳細様式１

１／３· 「系統レベル」については手順２において確認内容を明確化。

明確化（機器機能の確認は④-1、構造健全性の確認のうち、漏えい検査は⑤、外観検査又は非破壊検査等を⑥に整理）。
· 現状の分解・開放検査は9条の2を関連条文としていたが、本条文は耐圧部に関する要求であるため、これら検査は機能に関する補完確認として、手順３において整理。

· 「機器機能」 と「構造健全性」については現行の該当する検査を（ａ）日常的な点検で機能が確認される事項（ｂ）他法令に基づき点検（確認）される事項（ｃ）設計段階において確認された事項であって、供用期間中に確認する必要がない事項（ｄ）運転管理・放射線管理等の保守管理以外の保安活動により確認される事項· 条文関連表（平成１８年６月）に割り付けられていた検査であって、分類を「その他」とする条文についてはその具体的な理由を明確化の上整理。
· 「その他」とされた条文にのみ関連させて実施している現行の定期事業者検査があれば、当該検査は技術基準要求との関連が希薄と考えられ、この場合は、平成19年度の整理手順に則り、導入経緯、現在における検査の必要性等を吟味し、その他の保安活動とする妥当性を評価の上、整理。

· 「その他」に該当する要求事項は主に以下の通り。

機能」とし、それ以外の機能・性能要求は「系統機能」に整理。また、定期事業者検査による確認を必要としない要求事項は「その他」 （①´）に整理。

· 分類では、機能・性能要求が明らかに機器に対する場合は「機器統機能」、機器レベルを「機器機能」）と構造健全性の観点からの分類及びその確認内容を整理。

· 技術基準の条文毎に、要求の概要、機能・性能（系統レベルを「系添付資料（１）定期事業者検査整理手順の詳細

参考 3-4 -7-

・「系統機能」と分類された条文毎に、確認対象、確認内容を明確化
・当該条文に関連させて実施している現行の定期事業者検査を抽出

手順２の詳細様式２２／３

者検査を抽出。

· 当該条文に関連させて実施している現行の定期事業

対象、確認内容を明確化。

· 手順１にて「系統機能」と分類された条文毎に、確認添付資料（１）定期事業者検査整理手順の詳細

参考 3-4 -8-

各系統毎に、技術基準から要求される確認内容に対する現行の検査内容の妥当性や重複を評価③´，④-2´②，③，④-2

定期事業者検査以外の保全活動として実施
する事項

定期事業者検査として実施する事項

手順３の詳細様式を作成した事業者の定期事業者検査要領書を元に記載する。

· 様式３における検査名、検査内容等は、

る範囲および現行の検査から整理後の検査がわかるように記載する。

· 技術基準から要求される確認内容に対す

整理可否結果を総括。

· 系統機能検査の妥当性、各検査内容の器の考え方に従い実施する分解・開放検査については、定期事業者検査として実施する事項とする（③）。
それ以外は 、定期事業者検査以外の保全活動として実施する事項とする（ ③´）· 添付資料（２）「分解・開放検査」の対象機

能検査（④-2）として実施する事項とする。

· それ以外は、系統機能検査（②）機器機

場合は、整理可否欄を可とし定期事業者
検査以外の保全活動として実施する事項とする（④-2´）。

· 評価の結果、重複した確認と整理できる

査内容（分解・開放検査を含む）を整理し、要求される確認内容に対して過不足、重複を評価。

· 当該系統に属する機器に係る現行の検認内容に対する現行の系統機能検査内容の過不足を評価し、妥当性を確認。過不足があれば併せてその対応方針。

· 各系統毎に、技術基準から要求される確添付資料（１）定期事業者検査整理手順の詳細

３／３

同上

それなくして当該系の機能遂行又は機能維持ができない
ような不可欠の機能を有する構築
物、系統及び機器（省略）

A．クラス１の当該系の機能要求以降に当該系の状態監視機能を有する関連系
B．クラス１の当該系に課せられた設計条件を担保する上で必要であるが、その関連系の機能喪失の発生から当該系の機能喪失までには相当の時間的余裕を有し、その間に補修又は代替が可能な関連系（２）上記に加え、リスク重要度が高い機器（ｂ）安全機能要求時に作動すべき機器
安全機能要求時に作動すべき機器（弁については、原子炉非常停止信号又は工学的安全施設起動（作動）信号により直接作動する自動操作弁（原子炉格納容器バウンダリの隔離弁を含む）及び原子炉冷却材圧力バ（安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612）より抜粋）

一般の産業施設
ク ラ ス と同等以上の信同上
３
頼性を確保し、かつ、維持

合理的に達成しク ラ ス 得る最高度の信１
頼性を確保し、か 安 全 機
つ、維持
能を直
接果た
す構築
物、系
高度の信頼性を 統 及 び
クラス
確保し、かつ、維 機器
２持（ａ）要求される機能の安全重要度が高い機器（１）安全機能を有する機器のうち、高度の信頼性確保や機能維持が求められるクラス１及びクラス２の当該系及び直接関連系に該当する機器とする。なお、間接関連系のうち、弁、ポンプ等の機器については、関連系の機能喪失の発生から当該系の機能喪失までに相当の時間的余裕を有し、その間に補修又は代替が可能として対象外とした。
分類
設計要求事項
当該系
直接関連系
間接関連系

主要弁：平成 17･12･22 原院第 2 号「原子力発電設備に係る工事計画の運用について（内規）」(NISA-324c-05-8 NISA-153c-05-3)に定義される主要弁をいう。

＊

対象機器の考え方
機能・性能を維持する観点から定期事業者検査として実施する分解・開放検査は、保全活動において重要性が高いと考えられる以下の（ａ）～（ｃ）のいずれにも該当する機器の確認を対象とする。加えて、直接的な機能・性能確認が困難な機器であって機能・性能確認に代わるものとして実施する分解・開放点検、並びにこれまでの運転経験を踏まえて、＊主要弁の分解および分解・開放点検に併せ行う肉厚測定、熱交換器伝熱管のＥＣＴについては、これらを引き続き定期事業者検査とする。
本「分解・開放検査」の対象機器の考え方により、定期事業者検査として実施しない場合であっても、分解・開放点検については継続実施されるものであり、その計画は今後、保安規程（保全計画書）として国への届出事項となる。また、これら機器に要求される機能についてはプラント・系統レベルの機能検査、構造健全性については維持規格等に基づく供用期間中検査（ＩＳＩ）等の定期事業者検査によって確認される。

そこで、定期事業者検査として分解・開放検査を行う対象機器について、保全の重要度の考え方を踏まえ、以下のとおり整理する。ただし、蒸気タービン等及び補助ボイラーは、添付資料（７）「蒸気タービン等及び補助ボイラーの定期事業者検査内容の再整理について」による。

添付資料（２）１／２

配管／容器／熱交換器(開放)手動弁／安全弁／逆止弁
ファン／ダンパ／コンプレッサ

逆止弁(ｼｰﾄ)，熱交換器(ECT)

ポンプ／弁(※の弁を除く)（ｃ）
環境による経年変化の影響
からの整理

YES

NO

NO

NO

ファン／ダンパ、コンプレッサ

配管／容器／熱交換器
安全弁(RCPB 過圧防止除く)
※ 逆止弁
手動弁

NO

NO

保全活動として分解・開放点検を実施

・主要弁・ECT を行う熱交換器伝熱管・肉厚測定を行う機器

・運転経験を踏まえて確認を行う機器

・分解・開放でしか機能・性能確認ができない機器

定期事業者検査として分解・開放検査を実施

YES

内部構成品に接するプロセ
ス流体が液体や蒸気である
機器

YES

安全機能要求時に作動する機器（弁、ポンプ等）

YES

安全重要度クラス１，2 の当該系及び直接関連系、及びリスク重要度が高い機器

ポンプ／弁(※の弁を除く)
ダンパ／ファン、コンプレッサ（ｂ）
安全機能要求時の作動要求からの整理（ａ）
要求機能の安
全重要度から整理

定期事業者検査として行う分解・開放検査の対象機器選定フロー（ｃ）環境による経年変化の影響が大きいと考えられる機器
機器の内部構成品の経年変化の観点から、内部流体が空気等の非凝縮性である場合に比べ液体や蒸気である機器については、流体による影響が大きいと考えられることから機能維持の観点からその健全性確認に対する重要性が高い。

ウンダリの過圧防止のための安全弁）については、より確実に作動することが求められ、機能維持の観点から
その健全性確認に対する重要性が高い。
なお、作動要求がない機器もバウンダリ機能が要求されるが、バウンダリ機能維持については構造健全性に係る検査で確認することとしている。

「分解・開放検査」の対象機器の考え方

技術基準に規定される弁、ポンプ等の機器は、機能・性能確認により、その機能確認が可能であるが、機能の継続的な維持も考慮すると、内部構成品の健全性確認と組合せ管理をすることが重要である。

参考 3-4 -9-

参考 3-4 -10-ａ、ｂｂ

クラス１～３（残留熱除去）クラス１（残留熱除去）リスク重要度高

原子炉冷却材再循環ポンプ分解検査

原子炉隔離時冷却系主要弁分解検査

残留熱除去系熱交換器開放検査

給水ポンプ分解検査

ｂ

ｂ

クラス２
（放射能内包）クラス１（安全上必須）

クラス３

クラス３

クラス３

クラス３

ノンクラス

原子炉冷却材浄化系容器検査

原子炉補機冷却系容器検査

タービンバイパス弁検査

制御棒駆動水圧系ポンプ検査

制御棒駆動水圧系容器検査

燃料プール冷却材浄化系ポンプ検査

気体廃棄物処理系ポンプ検査

ａ

ａ

ａ

ａ

ａ

ｂ

ｂ

クラス２
（放射能内包）リスク重要度高ｂ

原子炉冷却材浄化系ポンプ検査

給・復水系容器検査

給水加熱器開放検査

給・復水系ポンプ検査

リスク重要度高ａ

クラス３（バウンダリは
クラス１）

ｂ

ｂ

クラス１
（バウンダリ）

名

原子炉圧力容器検査

査

選定
フロ
ー※

検

安全重要度
リスク重要度（１）ＢＷＲにおける定期事業者検査

燃料プール冷却材浄化系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

気体廃棄物処理系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

制御棒駆動系機能検査（常駆動機能）
制御棒駆動水圧系機能検査（スクラム機能）

制御棒駆動系機能検査（常駆動機能）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

ＶＴ（内表面等）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

タービンバイパス弁機能検査
主要制御系機能検査

ＶＴ
ＰＴ（シート面・弁棒）

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

弁の作動機能については機能・性能検査及び制御系機能検査にて確認される。

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。
（伝熱管のバウンダリは構造健全性の観点からＥＣＴを継続実施する。）

系統に要求される機能はポンプ機能・性能検査及び総合負荷性能検査にて確認される。
（伝熱管のバウンダリは構造健全性の観点からＥＣＴを継続実施する。）

原子炉冷却材浄化系設備検査（ポンプ機能・性能検査）
総合負荷性能検査

ＤＧ・ＥＣＣＳ系機能検査

名

安全弁検査

原子炉格納容器バウンダリ機器検査

１次系熱交換器検査

１次系容器検査

２次系弁検査１次系弁検査

アキュムレータ開放検査

１次冷却材ポンプフライホイール健全
性確認検査

査

系統に要求される機能はポンプ機能・性能検査及び総合負荷性能検査にて確認される。
（伝熱管のバウンダリは構造健全性の観点からＥＣＴを継続実施する。胴のバウ
ンダリは構造健全性の観点から肉厚測定を継続実施する。）

検

１次冷却材ポンプ分解検査

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

クラス１～３

クラス１～３

クラス３

クラス１～３

クラス１（バウンダリ）

クラス１、２（残留熱除去）クラス１～３

クラス１～３

クラス１（緊急停止）

ａ、ｂ

ｂ

ａ、ｂ

ａ、ｂ

ａ、ｂ

ｂ

ａ

ａ

クラス３
（ バウン ダリは
クラス１）

クラス３

選定
フロ
ー※

ａ、ｂ

ａ、ｂ

ａ

ａ

ａ

選定
フロ
ー※

安全重要度
リスク重要度（２）ＰＷＲにおける定期事業者検査

安全弁検査

主要弁検査

液体廃棄物処理系容器検査

クラス３

安全重要度
リスク重要度

液体廃棄物処理系ポンプ検査

名

ノンクラス

査

気体廃棄物処理系容器検査

検ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。
（熱交換器胴のバウンダリは構造健全性の観点からクラス２供用期間中検査（漏えい検査）にて確認される。）

弁の作動機能については機能・性能検査にて確認される。機能要求時の自動開閉機能については系統機能検査にて確認される。
（弁箱等のバウンダリは構造健全性の観点からクラス２供用期間中検査（漏えい検査）にて確認される。）

ポンプの 送水機能についてはポ ンプ機
能・性能検査で確認される。
（ケーシング等のバウンダリは構造健全性の観点 からクラス１供用期間 中検査（漏えい検査）にて確認される。）

フランジのシート機能についてはクラス
１供用期間中検査（漏えい検査）にて確
認される。

補足説明
（構造健全性等の観点で行われる検査）

原子炉冷却材浄化系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

ＶＴ（内表面等）

ＶＴ（内表面等）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

給・復水系設備検査（ポンプ機能・性能検査）
総合負荷性能検査

給・復水系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

ＶＴ（内表面等）

給・復水系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

原子炉格納容器スプレイ系機能検査

原子炉隔離時冷却系機能検査
主要弁検査（機能・性能検査）

ＶＴ
ＰＴ（シート面・弁棒）

ＶＴ（内表面等）

原子炉冷却材再循環系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

クラス１供用期間中検査（漏えい検査）後段の機能検査等

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

ＶＴ（フランジシート面）

整理される
検査内容

※ａ．安全重要度・リスクによる選定
ｂ．安全機能要求時に作動有無による選定
ｃ．環境による経年変化の影響による選定

ＶＴ
ＰＴ（シート面・弁棒）

ＶＴ（シート面）

ＶＴ
（内表面）

ＶＴ
（内表面）

ＶＴ
ＰＴ
（シート面、弁棒＊）

ＶＴ
（内表面）

ＶＴ
ＰＴ
ＵＴ
（フライホイール）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

整理される
検査内容

ＶＴ
ＰＴ
（シート面・弁棒）

ＶＴ
ＰＴ（シート面、弁棒＊）

ＶＴ（内表面等）

安全弁検査（機能・性能検査）

原子炉格納容器全体漏えい率検査
原子炉格納容器局部漏えい率検査

各系機能検査各系機能検査安全弁に要求される吹き出し機能、弁座
気密性能は機能・性能検査で確認される。

シート機能については原子炉格納容器全体・局部漏えい率検査にて確認される。

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。
（容器のバウンダリは構造健全性の観点から供用期間中検査（漏えい検査）等にて確認される。伝熱管のバウンダリは構造健全性の観点からＥＣＴを継続実施する。）

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。
（容器のバウンダリは構造健全性の観点から供用期間中検査（漏えい検査）等にて確認される。）

弁の作動機能については機能・性能検査にて確認される。
機能要求時の自動開閉機能については系
統機能検査にて確認される。
（弁箱等のバウンダリは構造健全性の観点から供用期間中検査（漏えい検査）等
にて確認される。）

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。
（容器のバウンダリは構造健全性の観点から供用期間中検査（漏えい検査）等にて確認される。）

ポンプの 送水機能について はポンプ機
能・性能検査で確認される。

ポンプの 送水機能について はポンプ機
能・性能検査で確認される。
（ケーシング等のバウンダリは構造健全性の 観点から クラス１供 用期間中 検査（漏えい検査）にて確認される。）

補足説明（構造健全性等の観点で行われる検査）

安全弁に要求される吹き出し機能、弁座気
密性能は機能・性能検査で確認される。

弁の作動機能については機能・性能検査にて確認される。
機能要求時の自動開閉機能については系
統機能検査にて確認される。
（弁箱等のバウンダリは構造健全性の観点から供用期間中検査（漏えい検査）等
にて確認される。）

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。

ポンプの送水機能（バウンダリ機能も含
む）についてはポンプ機能・性能検査で確認される。

系統に要求される機能は系統機能検査にて確認される。

補足説明（構造健全性等の観点で行われる検査）

添付資料（２）２／２

１次系・２次系弁検査（機能・性能検査）
各系統機能検査（機能・性能検査）

蓄圧注入系機能検査（機能・性能検査）

１次冷却材ポンプ機能検査（機能・性能検査）

１次冷却材ポンプ機能検査（ポンプ機能・性能検査）

後段の機能検査等

安全弁検査（機能・性能検査）

主要弁検査（機能・性能検査）
各系統機能検査

液体廃棄物処理系機能検査

液体廃棄物処理系設備検査（ポンプ機能・性能検査）

ＶＴ
ＰＴ（インペラ等の内部構成品）

後段の機能検査等

気体廃棄物処理系機能検査

整理される
検査内容
ＶＴ
（内表面等）

定期事業者検査以外の保全活動に整理可能な分解・開放に係る現行の定期事業者検査の例

添付資料（３）常用系の系統機能検査について
平成２０年度の定期事業者検査内容等の整理では，機能・性能の確認は系統・プラントレベルの検査を基本とし，確認内容が重複している機器レベルの検査内
容は整理可能としている。
この整理において，従来は系統レベルの機能検査がなく，機器レベル，プラン
レベルの検査での確認となっている一部の常用系※については，新たに系統レベ
ルの機能検査を設定することで，重複確認となる機器レベルの検査を整理可能とする。
＊例えば，給水系，原子炉冷却材浄化系(BWR)，燃料プール冷却浄化系(BWR)，化学体積制御系(PWR)，等

ついては新たに設定する常用系の機能検査は，以下の方法，頻度の考えにより設定することとする。
１．検査の方法
・系統の通常運転状態（定格運転状態）において，その際の機器構成により※、ポンプ等の系統機器の運転状態に異常がないことを，現場確認および系統の主要パ
ラメータ（流量，吐出圧力等）の測定により確認する。
・系統の主要パラメータ確認では，測定値がその運転状態に応じた目標値近傍で安定していること，および制限値が設けられる場合は，その制限値を満足していることをもって，検査の判定を行う。
※

常用系の系統機能検査における機器構成の考え方

・ サイクル中に定期的な切替運用を行う系統については、本格点検を行った機器を優先的に運転して検査を行う。
（例：燃料プール冷却浄化系(BWR)，化学体積制御系(PWR)）

・ サイクル中に定期的な切替運用を行わない系統については、検査における機器
構成は特に指定せず系統としての機能を確認する。
２．検査の頻度
今後は非常用系の機能検査と同様に常用系の機能検査についても毎定検実施す
ることとする。
以 上

参考 3-4 -11-

参考 3-4 -12-a)熱交換器胴板等の肉厚測定・・・・・・・・・・・・・・・減肉事例あり
b)熱交換器伝熱管の ECT（渦流探傷試験）・・・・・・・・・・損傷事例あり
c)一次冷却系統設備に属す流量調整弁の弁棒 PT・・・・・・・継続的に検査すべき事例無し(2) 分解・開放検査に含まれる運転経験を踏まえた検査内容
先に報告された分解・開放検査に含まれる運転経験を踏まえた検査内容は以下３項目であるが、このうち流量調整弁の弁棒 PT については、流力振動（技術基準６条）による弁棒損傷の可能性から抽出したものであるが、今回の再整理において、過去の損傷事例を確認したところ、いずれも施工不良に起因した損傷であって既にこれらは是正され再発もなく、継続的（定期）に振動の観点から検査すべき事例は確認されなかった。したがって流量調整弁の弁棒 PT については定期事業者検査以外の保全活動に再整理する。詳細は別紙(2)のとおり。

(1) 原子炉設備の構造健全性要求条文と分解・開放検査
原子炉設備にあっては機能確認の補完として行なわれる分解・開放検査は、これまで９条、９条の２
あるいは１１条の条文にも関連付けていたが、これら条文に関連付けられる検査は②「維持規格に基づ
く検査」、③「運転経験・規格等を踏まえた検査」とし、これにあたらない分解・開放検査は当該条文に関連しないものと再整理する。
ただし、分解・開放検査の一部に流力振動、減肉等を観点とした検査内容が含まれる場合は、その内
容は運転経験を踏まえた検査に該当すると考え、先の第１３回検査制度運用改善ＰＴ（平成２０年１２月）では肉厚測定含め３項目を検査に該当するとして報告している。

１．構造健全性の確認方法からの再整理
供用中機器の構造健全性確認は、日常巡視、点検活動をベースとして、外観検査、非破壊検査、漏えい
検査といった各種検査を加えた保全活動により行われる。また各種検査は、維持規格に基づく検査及び運転経験（流力振動、高サイクル熱疲労、配管減肉等によるトラブル）
・規格等を踏まえた検査に大別される。
これら保全活動を階層的（①「日常巡視、点検」②「維持規格に基づく検査」③「運転経験・規格等を踏まえた検査」）にまとめると別紙(1)のとおり。
構造の観点からの条文要求と検査内容等については、上述の３階層を踏まえ、再整理する。

構造の観点からの要求があるとして今回「構造健全性」と分類した条文については、規格の要求の他、準用される火力技術基準（ボイラー・タービン等）、トラブル等の運転経験、あるいは耐熱・漏えい防止・腐しょく防止にかかる要求等、様々であり、これら条文に関連付けられる現行の検査と条文要求についてはこれまでの整理では吟味していない。
ついては、構造の観点からの条文要求と検査内容等について、現状の保全内容と照らして以下のとおり再
整理する。

３．別紙
(1)構造健全性要求に対する確認方法について(2) 一次冷却材が循環する系統の流量調整弁の弁棒 PT について
以 上

２．再整理結果
前項（(2)は除く）の考え方に従って、再整理した条文と確認方法を別紙の構造健全性再整理表に示す。

なお、漏えいに関しては 11 条 2 項の要求に基づく検査（ＢＷＲでは設備検査、ＰＷＲでは構造健全性検査）が設定されている。

・ ＰＷＲ、ＢＷＲともに、３０条１項３号、３１条１項２号、同３号に関連付ける検査は、廃棄物処理設備等の維持規格適用範囲外のクラス３機器及びクラス４機器を対象に外観検査を行う「構造健全性検査」（ＢＷＲは新たに検査を設定する）とする。なお、機器内部（配管、タンクの内部ライニング等）については、機器の補修、分解・開放点検時に健全性が確認されている。

ついては、廃棄物処理設備は維持規格適用範囲外であること、また配管についても流速、運転温度共に低いことから配管減肉管理（JSME S NH1-2006）の適用外であること、並びに事業者のＱＭＳに従い実施される機器の補修、分解・開放点検等の設備維持活動は保全計画として国の確認を受けることから、同条文及び同条文に関連付ける検査は以下のとおり整理する。

(3) 廃棄物処理設備等における耐熱・漏えい防止・腐しょく防止構造にかかる検査
廃棄物処理設備等の耐熱・漏えい防止・腐しょく防止構造にかかる条文要求（３０条１項３号、３１条１項２号、同３号）については、ポンプ、弁、容器等の設備設計段階における、廃液の性状等を考慮した適切な材料や構造の選定を基本に、供用中にあっては、これら設備の外観の異常、漏えいの有無の確認を主体に構造の健全性を確認することとなる。現状、同条文には同設備のポンプ、弁、容器等の分
解・開放検査等を関連付けている。一方、廃棄物処理設備等のクラス３機器に対しては９条の２（き裂その他欠陥防止）及び９条１０号からの構造健全性要求もあって、ＰＷＲでは同条文に関連付ける検査として、廃棄物処理設備等、維持規格適用範囲外のクラス３機器及びクラス４機器を対象に外観検査を行う「構造健全性検査」が設定されている。ＢＷＲについては気体・液体・固体廃棄物の各系統毎に、点検・補修範囲を対象とした検査が設定されるものの同様な設備全般を対象とした検査の設定はされていない。

構造健全性要求と検査内容等の再整理について

添付資料（４）

別紙（１）

構造健 全性要求 に対する確認方法 について
構造健全性要求に対する確認方法は，下図のとおり，①日常巡視，点検をベースに②維持規格に基づく検査や③運転経験・規格等を踏まえた検査を適切に組み合わせて行うものとする。

原子炉設備

排気筒

燃料

ﾀｰﾋﾞﾝ＆付属設備

維持規格の対象外の設備

維持規格の対象設備
原子炉設備(維持規格の対象範囲)については，①日常巡視や点検をベースに，②維持規格に基づく検査や③運転経験・規格等を踏まえた検査を組み合わせ条文要求
を確認

etc.

③運転経験・規格等を踏まえた検査②維持規格に基づく検査①日常巡視や点検

維持規格範囲外となる設備(排気筒，燃料，ﾀｰﾋﾞﾝ＆付属設
備等)については，①日常巡視や点検をベースに，③運転経験・規格等を踏まえた検査を組み合わせ条文要求を確認

維 持規格対象設備の例【 6 条】 (流体振動等による損傷の防止)
流体振動又は温度差のある流体の混合等により生ずる温度変動により損傷を受けないように施設しなければならない。
流体振動等は，日本機械学会指針等により評価を行い，損傷の可能性が否定できない箇所については，
9 条の 2 第 1 項の確認の他に，NISA 文書『発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について（内規）』の方法を踏まえた検査を実施し機能維持を確認③運転経験・規格等を踏まえた検査の例

Ｂ ・ｸﾗｽ２機器供用期間中特別検査〔UT〕
Ｂ ・高ｻｲｸﾙ熱疲労割れに係る特別検査〔UT〕
Ｐ ・供用期間中特別検査のうち高サイクル熱疲労割れに係る検査〔UT〕

維 持規格対象外の設備の例【 9 条 8 号 ～ 11 号 】（材料及び 構造）
ｸﾗｽ 1～4 機器及びｸﾗｽ 1～3 支持構造物の構造及び強度
配管肉厚は，NISA 文書『原子力発電工作物の保安のための点検、検査等に関する電気事業法施行規則の規定の解釈（内規）の制定について 』を踏まえ，機械学会規格に従い検査を実施し機能維持を確認
ＢＰ

・配管肉厚測定検査 〔肉厚測定〕
・２次系配管検査〔肉厚測定〕【 9 条 8 号 ～ 14 号 】（材料及び 構造）
9 条 8 号 ｸﾗｽ 1 機器及びｸﾗｽ 1 支持構造物の構造及び強度・・・
9 条 14 号 炉心支持構造物の構造及び強度維持規格を踏まえた検査を実施し機能維持を確認②維持規格に基づく
検査の例

P/B
P/B
P/B
Ｐ

・ｸﾗｽ1機器供用期間中検査(VT-3(支持構造物，弁内表面)〕
・ｸﾗｽ2機器供用期間中検査〔VT-3〕
・ｸﾗｽ3機器供用期間中検査(VT-３(支持部材溶接継手)〕
・原子炉格納容器供用期間中検査〔VT-4〕【 9 条の 2 第 1 項】（使用中のき裂等による破壊の防止）
使用中のｸﾗｽ 1 機器・・・には，その破壊を引き起こすき裂その他の欠陥があつてはならない。
維持規格に基づき検査を実施し機能維持を確認
P/B ・ｸﾗｽ１機器供用期間中検査〔UT，PT，VT-1,MVT-1(ｼｭﾗｳﾄﾞ等)〕
P/B ・ｸﾗｽ２機器供用期間中検査〔UT，PT，VT-1〕
Ｐ・蒸気発生器伝熱管体積検査〔ECT〕

日常巡視・点検のの中で条文要求を確認する例【 30 条 第 2 項 1 号 】（廃棄物処理設備等）
施設内部の床面及び壁面は，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造であること。
本条の対象設備は維持規格の確認対象外であること，また，漏えいし難い構造や化学薬品等による腐しょくに対する適切な材料の選定は設計段階に考慮また，床面及び壁面の漏えいについては，外観等を日常巡視・点検にて確認

参考 3-4 -13-

別紙（２）
一次冷却系が循環する系統の流量調節弁（弁棒ＰＴ）の整理について

ＮＵＣＩＡのトラブル情報から過去の弁棒の破損実績を調査したところ、１５件の事例が確認された。
その中で一次冷却系が循環する系統の流量調節弁に該当するものは２件あるが、いずれも施工不良に起因するものであり、施工時の管理を適切に実施することにより、本事象には至らないことが確認できた。
なお、一次冷却系が循環する系統の流量調整弁以外の１３件の事例についても確認したと
ころ、設計不良・施工不良の他、運用に問題があるもの、海水等の特殊環境が影響しているもの等が見られたが、現在はいずれも適切な対策がとられ、発生が防止されている。
以上のことから、一次冷却系が循環する系統の流量調節弁の弁棒ＰＴについて特別に分解検査を必要とするのではなく、他の弁と同様に、「分解・開放検査」の対象機器の考え方の整理フロー（「安全重要度」「作動要求」「環境による経年変化」の影響）により分解の要否について判断することとする。
事象
No

NUCIA番号

発生年月日

ユニット名

件名

発生場所の分類①②○

1 2008-原電-T008

2008年04月23日14時40分

東海第二

残留熱除去系熱交換器海水出口流量調整弁の作動不調について2 2007-東京-T057

2007年10月10日15時25分

福島第一２号機

残留熱除去系（Ｂ系）熱交換器の海水側流量調整弁の折損○○

3 2007-東京-T051

2007年09月11日15時00分

福島第一３号機

定期検査中における残留熱除去系熱交換器海水流量調整弁の弁棒折損について

4 2007-東北-T002

2007年05月22日15時30分

女川１号機

高圧注水系第一試験用調整弁の不具合に伴う原子炉手動停
止について

a

○

○

2006年06月07日10時45分

福島第二１号機

残留熱除去系(A)停止時冷却注入弁の損傷について

○

○

○

2006年02月01日--時--分

浜岡５号機

湿分分離加熱器（Ｂ）第２段加熱蒸気副流量調整弁の点検結
果について

○

○

○

福島第一５号機

炉心スプレイ系（B)テストバイパス弁の不具合に伴う原子炉手
動停止

○

○

8 2005-原電-T005

2005年08月10日15時00分

東海第二電動機駆動原子炉給水ポンプ(B)出口弁点検に伴う原子炉手○
動停止について9 1999-原電-T005

1999年05月24日21時00分

東海第二

低圧炉心スプレイ系注入弁の弁棒破断について

10 1988-九州-T008

1989年03月24日--時--分

川内２号機

温度測定用配管戻り弁の弁棒折損について

11 1988-九州-T007

1989年03月20日--時--分

川内２号機

抽出ライン元弁の弁棒折損について

12 1988-東京-T014

1988年12月12日13時00分

福島第二３号機

主蒸気第３弁（Ｂ）不具合による原子炉手動停止について

13 1981-東京-T022

1981年09月03日--時--分

福島第一５号機

炉心スプレイ系手動ゲート弁の損傷について

14 1979-四国-T007

1979年10月03日--時--分

伊方１号機

循環水ポンプ・１Ｂモーター冷却水流量計前後弁（１ＣＲＷ－１２
０Ｂ・１２１Ｂ）損傷

15 1966-原電-T006

1967年01月05日15時--分

東海

蒸気タービン低圧絞弁の損壊事故について

発生箇所の分類① 一次冷却系が循環する系統で発生しているもの② 流量調整弁で発生しているもの
発生原因の分類a 設計不良、施工不良に起因するもの
b 運用に問題があったもの
c 海水等の特殊環境が影響しているもの
d 点検作業中に発生したもの

参考 3-4 -14-○○

5 2006-東京-T011

2005年08月22日23時00分

d○

6 2005-中部-T011
7 2005-東京-T028

発生原因の分類
b
c

○
○
○
○

○

○
○
○
○

○

参考 3-4 -15-

外の保全活動に整理する。
（①－１）また逆に、技術基準との関連が明確でないとして現状は定期事業

連条文の要求と現行検査対象の比較評価を行い、定期事業者検査とすべき計測装置の考え方を整理した。

計測装置（各種プロセスの計測機能）

計測装置（第２０条の一、三 ～ 十四号の計測結果の表示、記録機能）

警報装置等

安全保護装置

原子炉制御室等（中央制御室 集中監視・操作機能）

原子炉制御室等（中央制御室外停止操作機能）

燃料貯蔵設備（使用済み燃料などを貯蔵する水槽からの漏えい・水温異第２０条第１項１～１４号

第２０条第３項

第２１条第１項

第２２条

第２４条の２第２項

第２４条の２第４項

第２５条４号のニ

原子炉格納施設（格納容器隔離機能）

補助ボイラ

蒸気タービン

内燃機関

第３２条２号のイ、ロ

第３４条第２項（火力１１条）

第３４条第３項（火力１７条）

第３４条第４項（火力２９条）

①

①

①

②

①

①

①

①②

①

①②

①②

①②

①

者検査導入時に技術基準との関連が明確でないとして、定期事業者検査以外とされていたものがある。

は低圧注入流量計、高圧注入流量計、余熱除去流量計など重要度（ＭＳ－２）は高いものの、定期事業

一方、同じく中央制御室での集中監視という技術基準要求（第２４条の２第２項）においてＰＷＲで象としている。

加え、技術基準からは要求されないが旧定期検査対象であった放射線モニタ（ＭＳ－３クラス）等も対中監視という技術基準要求（第２４条の２第２項）では、要求内容から抽出して検査対象としたものに内燃機関に係る計測装置も①に分類される。また、②に分類されるものには、例えば中央制御室での集条で要求される安全保護装置等がある。また、火力の技術基準が準用される補助ボイラ、蒸気タービン、

以上のとおり、①に分類されるものには、第１６条の３第２項で要求される漏えい検出機能、第２２燃料貯蔵設備（乾式キャスクからの放射性物質の漏えい監視機能）

第２５条六のイ常検知機能）

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい検出機能第１６条の３第２項

大別

動に整理する。

認、及び放水口モニタ(安全重要度ノンクラス)の機能確認については、定期事業者検査以外の保全活の機能確認、１次系気体放射性物質の監視モニタや２次系設置のモニタの警報発信による機器動作確

この結果、最終段モニタまでの中間ループに設置したモニタ（原子炉補機冷却水系放射線モニタ）

追加的な確認範囲であることから、定期事業者検査以外の保全活動に整理する。

については、他条文要求として安全保護系機能検査等で確認されるなど、第２０条関連検査としては確認により技術基準適合性が担保される。なお、警報発信に伴う補機類の動作（事故時機能にあたる）の要求により設けられた排気、排水の最終段のプロセス放射線モニタや、エリアモニタの指示・警報

排気、排水中の放射性物質や管理区域内の線量当量を測定する目的から、第２０条八号から十一号②-1 放射線モニタ（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）○技術基準から間接的に要求があるとして検査対象としている計測装置

なお、ＢＷＲでは、従前よりこれらと同等の設備を定期事業者検査項目としている。

として追加する。

去流量計等については、安全重要度クラス２に分類されるものであることから、定期事業者検査項目の関連が明確でなく従前は定期事業者検査以外としていた低圧注入流量計、高圧注入流量計、余熱除ＰＷＲにおいては、中央制御室の監視機能(第２４条の２)に関連した計測装置のうち、技術基準と①-2 中央制御室の監視機能（ＰＷＲ）

動に整理する。

を担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者検査以外の保全活備の機能・性能検査において計測装置の機能(監視機能)を確認しており、これにより技術基準適合性

火力技術基準が準用される補助ボイラ等に係る計測装置については、補助ボイラ等、それぞれの設①-1 補助ボイラ、蒸気タービン、内燃機関に係る計測装置（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）○技術基準から直接的に要求があり検査対象としている計測装置

前項の方針に基づく整理結果の概要は以下のとおりである。

３．検査項目の整理結果の概要

追加的な確認範囲に限り、定期事業者検査以外の保全活動に整理する。
（②－２）② 技術基準から間接的に要求があるとして検査対象としている計測装置
要 求 内 容１）また、技術基準からの要求に加え、追加的な機能を検査対象としていた計測装置についても、その① 技術基準から直接的に要求があり検査対象としている計測装置

省 令 条 文健全性も確認される場合は、当該計測装置の検査は定期事業者検査以外の保全活動に整理する。
（②－て、クラス３以下に該当するものは、当該計測装置の検査の後段の機能検査等において当該計測機能の②についても①と同様な考えから、技術基準から間接的に要求があるとして抽出した計測装置につい備については、定期事業者検査として整理する。
（①－２）

計測装置について、機器機能要求に分類される条文は以下表のとおり次の 2 つに大別される。

１．現状の確認

整理手順に従い、系統機能要求の確認内容として手順２、３で整理している。

者検査対象としていないもの（ＰＷＲにおける低圧注入流量計等）でも、安全重要度クラス２以上の設能検査等において当該計測機能の健全性も確認される場合は、当該計測装置の検査は定期事業者検査以

ンターロック機能検査、制御系機能検査等があるが、今回、条文要求の分類・整理を行ったことに鑑み、関なお、機器機能要求以外にも、系統機能要求条文に関連付けている計測装置があるが、これらについてはし、計測装置の安全重要度を勘案し、クラス３以下に該当するもので、当該計測装置の検査の後段の機①については直接的な要求であることから、基本的には今後も検査を継続実施するものとする。ただ

２．整理の方針

計測装置の定期事業者検査としては、プロセス計装や放射線モニタの性能校正検査、設定値確認検査、イており、計測装置に関する条文(第 20、21 条等)は、機器機能要求と分類されている。

定期事業者検査内容等の整理において、手順 1 として技術基準の各条文の要求について分類・整理を行っ

計測装置の定期事業者検査項目整理について

添付資料（５）

参考 3-4 -16-(2)計測装置の定期事業者検査項目整理について[ＰＷＲの例](1)計測装置の定期事業者検査項目整理について[ＢＷＲの例]

４．別紙

検査以外の保全活動に整理する。

以上り技術基準適合性を担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者

要度クラス３以下の監視設備については、後段の系統機能検査で監視機能を確認しており、これによ

果の指示・記録の要求に基づく設備の検査において、技術基準適合性を満足している。また、安全重中央制御室の監視機能(第２４条の２)については、第２０条各号の要求及び第２０条３号の計測結②-2 中央制御室の監視機能（ＰＷＲ・ＢＷＲ共通）

参考 3-4 -17-

1

原 21

1

2

3

3

原 20

原 20

原 16

原 条 の 項 号

MS-3

MS-2、3【原子炉冷却材圧力バウンダリの漏えい検出】
原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を施設しなければならない。

【計測装置】
原子力発電所には、次の各号に掲げる事項を計測する装置を施設しなければならない。この場合において、直接計測することが困難な場合は、当該事項を間接的に測定する装置をもつて替えることができる。

MS-2、3PS-3MS-2、3【計測装置】
第１項第１号及び第３号から第１４号までに掲げる事項を計測する装置にあつては、計測結果を表示
し、かつ、記録することができるものでなければならない。

【警報装置等】
原子力発電所には、その機械器具の機能の喪失、誤操作等により原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが生じた場合、前条第９号の放射性物質の濃度若しくは同条第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場合又は流体状の放射性廃棄物（気体状のものを除く。以下同じ。）を処理し、若しくは貯蔵する設備から流体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じた場合にこれらを確実に検出して自動的に警報する装置を施設しなければならない。

一 炉心における中性子束密度
二 炉周期
三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあつては、その濃度
四 一次冷却材に関する次の事項
イ 放射性物質及び不純物の濃度
ロ 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
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）
内及び蒸気発生器内の水位
六 原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、放射性物質の濃度及び線量当量率
七 主蒸気管中及び空気抽出器排ガス中等の放射性物
質の濃度
八 蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷却材中の放射性物質の濃度
九 排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度
十 排水口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理区
域（管理区域のうち、その場所における外部放射線に係る線量のみが第２条第９号の規定に基づき告示
する線量を超えるおそれがある場所を除いた場所をいう。以下同じ。）内に開口部がある排水路の出口
又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物
質の濃度
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所等をいう。）の線量当量率
十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質濃度
十四 原子力発電所における風向及び風速

重要度分類

条文

対象計測装置現行の定期事業者検査

整理結果

別紙（１）

三
四
イ
ロ

五

六 【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査、プロセスモニタ機
能検査

二 起動領域モニタ(ペリオド)
三 制御棒位置表示
四イ 原子炉冷却材浄化系導電率計、復水浄化系導電率計
ロ 原子炉圧力計、原子炉給水圧力計、主蒸気圧力計、原子炉給水流量計、主蒸気流量計、原子炉再循環系流量計、残留熱除去系流量、高圧炉
心スプレイ系流量、原子炉給水温度計、ＰＬＲポンプ入口温度計他
五 原子炉水位計
六 格納容器圧力、格納容器内温度、格納容器内酸素濃度・水素濃度、格納容器内線量等量率【直接】野外モニタ機能検査

十一
十二
十三

十二 エリア放射線モニタ
十三 周辺モニタリング設備
十四 風向・風速計（気象業務法に基づき点検を実施）

３ 【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査、制御棒駆動系機能
検査、野外モニタ機能検査、監視機能健全性確認検査【間接】プロセスモニタ機能検査――

前条第９号の放射性物質の濃度若しくは同条第１２号及び第１３号の線【直接】安全保護系設定値確認検査、原子炉保護系インターロック機能
量当量率が著しく上昇した場合 ：排気筒放射能高、エリア放射線モニタ
検査、プロセスモニタ機能検査、野外モニタ機能検査、流体状の放射性
放射能高、周辺モニタリング設備放射能高 等の警報装置
廃棄物の漏洩の検出装置及び警報装置機能検査、主要制御系機能検査、監視機能健全性確認検査
流体状の放射性廃棄物（気体状のものを除く。以下同じ。）を処理し、若しくは貯蔵する設備から流体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じた場合 ：機器ドレンサンプ、床ドレンサンプの水位、ドレン
サンプ漏えい検出 等に係る警報装置

その機械器具の機能の喪失、誤操作等により原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが生じた場合 ：原子炉水位高・低、原子炉圧力高、中性
子束高、原子炉建屋放射能高、主蒸気管放射能高 等の警報装置

表示装置、記録装置【直接】監視機能健全性確認検査

十十一 （BWR該当無し）

３【直接】プロセスモニタ機能検査

九

十 液体廃棄物処理系排水モニタ

十四【直接】プロセスモニタ機能検査

八九 排気筒放射線モニタ―

七【直接】プロセスモニタ機能検査、監視機能健全性確認検査【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査【直接】制御棒駆動機構機能検査

八 （BWR該当無し）

七 主蒸気管放射線モニタ、空気抽出器排ガス放射線モニタ

二査

一 起動領域モニタ(中性子束)、平均出力領域モニタ(中性子束)【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査、核計装装置機能検一査【直接】安全保護系検出要素性能（校正）検査、核計装装置機能検1/3＜放射線監視装置＞
放射線監視装置のうちプロセス放射線モニタに係る警報機
能は、第20条各号に該当するプロセス放射線モニタの警報
機能の確認により技術基準適合性を担保できることから、原子炉補機冷却系放射モニタ等これに該当しないプロセス
放射線モニタの警報機能の確認については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。
ただし、上記に該当するプロセス放射線モニタのうち設置許可申請書の事故解析において安全機能を期待している気体廃棄物処理系排気放射線モニタの警報機能については定期事業者検査を継続する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。
ただし、以下に示す放射線監視装置に係る警報機能については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

格納容器内送風機冷却コイルドレン流量計、格納容器内床ドレンサンプ 【直接】監視機能健全性確認検査、安全保護系検出要素性能（校正）検 技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を
ポンプ出口流量計、格納容器内機器ドレンサンプ出口流量計
査継続実施する。

計測装置の定期事業者検査項目整理について［ＢＷＲの例］

参考 3-4 -18-

原 25

原 24

原 24

原 22

2

2

4

2

4

1

原 条 の 項 号

【燃料貯蔵設備】
通常運転時に必要とする燃料体又は使用済燃料（以下「燃料」という。）を貯蔵する設備は、次の各号
により施設しなければならない。
ニ
四 使用済燃料その他高放射性の燃料を貯蔵する水槽は、次によること。
ニ 水の漏えい及び水槽の水温の異常を検知できること。

【原子炉制御室等】
原子力発電所には、火災等により原子炉制御室が使用できない場合に、原子炉制御室以外の場所から原子炉の運転を停止し、かつ、安全な状態に維持することができる装置を施設しなければならない。

なお、技術基準の解釈では「主要計測装置の計測結果を表示する装置」について以下の通り規程している。
『「主要計測装置の計測結果を表示する装置」とは、原子炉の炉心、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ並びにこれらに関する系統の健全性を確認するために必要なパラメータを計測する装置であって、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、中性子束、制御棒位置、一次冷却系統の圧力、温度、流量、水位等の重要なパラメータを計測し、かつ監視できる設備をい
う。』

MS-3

PS-3
MS-1、2、3

PS-3
MS-1、2、3

MS-1【安全保護装置】
原子力発電所には、安全保護装置を次の各号により施設しなければならない。
一 運転時の異常な過渡変化が生じる場合又は地震の発生等により原子炉の運転に支障が生じる場合において、原子炉停止系統及び工学的安全施設と併せて機能することにより燃料許容損傷限界を超えないよ
うにできるものであること。

【原子炉制御室等】
原子炉制御室には、反応度制御系統及び原子炉停止
系統に係る設備を操作する装置、非常用炉心冷却設
備等非常時に原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置、原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械器具の動作状態を表示する装置、主要計測装
置の計測結果を表示する装置その他の原子炉を安全に運転するための主要な装置（第２１条第１項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるように施設しなければならない。

重要度分類

条文

現行の安全保護系保護検出要素性能（校正）検査、監視機能健全性確認
検査等で検査対象としている計測装置の一部には、第20条、第21条、第22条からの直接的な要求はないものの第24条の2第2項に関連付け、旧定期検査より継続して検査対象としている計測装置がある。これらの事例を以下に示す。なお、これら省令からの直接要求がない計測装置の安全重要度はクラス3である。
・原子炉補機冷却系放射線モニタ 等のプロセス放射線モニタの一部(監視機能健全性確認検査等)
・ＣＲＤアキュムレータ充填水圧力(安全保護系検出要素性能(校正)検査)

現状の対象計測装置は、技術基準および解釈に基づき、定期事業者検査
導入時に整理したものであり、具体的には、第20条各号に規程される計測装置、第24条の2第2項の解釈に規程される重要パラメータ（中性子束、制御棒位置、一次冷却系統の圧力、温度、流量、水位等）、原子炉の停止状態確認に係る計測装置（中性子束）、炉心冷却に係る計測装置（原子炉水位、ECCS系流量、ECCS水源水位)、放射性物質の閉じ込め機能に係る計測装置(格納容器圧力、格納容器内放射線量率、非常用ガス処理
系流量、可燃性ガス濃度制御系流量等)、安全保護装置に関する計測装置(原子炉水位等の安全保護装置の起動信号に係る計測装置)、および事故
時監視計器(上述の原子炉停止状態、炉心冷却、放射性物質の閉じ込め機能に係る計測装置に加え、格納容器スプレイ、サプレッションプール冷却、可燃性ガス濃度制御系等、急速な手動操作を行なう上で必要な情報提供系(原子炉水位、原子炉圧力、格納容器圧力、サプレッションプール
水温度、格納容器内水素濃度等))としている。
なお、上記の計測装置を安全重要度の観点から整理すると、第20条に規程されるエリア放射線モニタ(安全重要度クラス3)等一部の計測装置を除き、安全重要度クラス2以上に分類される。

燃料プール水位計、燃料プール水温度計【直接】監視機能健全性確認検査

中央制御室外原子炉停止装置の操作回路（主蒸気逃がし安全弁、残留熱除去系、原子炉隔離時冷却系等の操作回路、MS-2)および情報提供系(原 【直接】遠隔停止系機能検査、安全保護系検出要素性能（校正）検査
子炉水位、原子炉圧力、原子炉隔離時冷却系流量等、MS-3)【直接】安全保護系設定値確認検査、原子炉保護系インターロック機能検査、プロセスモニタ機能検査、野外モニタ、流体状の放射性廃棄物の漏洩の検出装置及び警報装置機能検査、安全保護系検出要素性能（校正）検査、主要制御系機能検査、監視機能健全性確認検査

主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の原子炉を安全に運転するための主要な装置（第２１条第１項に規定する装置を含む。）：第20条に規定する計測装置、第21条第1項に規定する警報装置および第22条に規定する安全保護装置に関連する計測装置【直接】ほう酸水注入系機能検査、制御棒駆動機構機能検査、原子炉保護系インターロック機能検査、原子炉隔離時冷却系設備検査（ＡＢＷＲ）、高圧注水系設備検査、残留熱除去系設備検査、高圧炉心注水系設
備検査（ＡＢＷＲ）、炉心スプレイ系設備検査、低圧炉心スプレイ系設
備検査、高圧炉心スプレイ系設備検査

反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置、非常用
炉心冷却設備等非常時に原子炉の安全を確保するための設備を操作する
装置、原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械器具の動作状態を表示する装置：各系統の弁、ポンプ等の機械器具の操作スイッチ、動作状態の表示灯等

現行の定期事業者検査【直接】安全保護系設定値確認検査、原子炉保護系インターロック機能検査、プロセスモニタ機能検査、安全保護系検出要素性能（校正）検査、監視機能健全性確認検査

対象計測装置

原子炉保護系、工学的安全施設作動回路

計測装置の定期事業者検査項目整理について［ＢＷＲの例］
別紙（１）

2/3

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

＜プロセス放射線モニタ＞
排気、排水に係るプロセス放射線モニタについては、第20条九号、十号により設けられた排気、排水の最終段のプロ
セス放射線モニタにより技術基準適合性が担保される。このため、原子炉補機冷却水系モニタ等、排気、排水の中間
ループに設けられたプロセス放射線モニタについては、定期事業者検査以外の保全活動として整理する。
ただし、上記に該当するプロセス放射線モニタのうち設置許可申請書の事故解析において安全機能を期待している気体廃棄物処理系排気放射線モニタについては定期事業者検査を継続する。
＜ＣＲＤアキュムレータ充填水圧力＞
ＣＲＤアキュムレータ充填水圧力計は第20条、第21条、第22条からの直接的な要求はないものの第24条の2第2項に関連付け、旧定期検査より継続して検査対象としているものである。総合負荷性能検査において本計測装置の機能(監視機能)を確認しており、これにより技術基準適合性を担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

第20条、第21条、第22条からの直接的な要求はないものの第24条の2第2項に関連付け、旧定期検査より継続して検査対象としている以下に示すような計測装置については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

機械器具の操作スイッチ、動作状態の表示灯等を原子炉制御室に施設することは設計段階で考慮すべき事項であり、且つ、その機能は運転管理により確認される事項であることから、定期事業者検査には関連付かないものと整理する。
なお、現行の定期事業者検査のうち、ほう酸水注入系機能
検査、制御棒駆動機構機能検査及び原子炉保護系インターロック機能検査については他条項により継続実施される。
また、原子炉隔離時冷却系設備検査（ＡＢＷＲ）、高圧注
水系設備検査、残留熱除去系設備検査、高圧炉心注水系設
備検査（ＡＢＷＲ）、炉心スプレイ系設備検査、低圧炉心スプレイ系設備検査及び高圧炉心スプレイ系設備検査については様式３の整理により各系統の機能検査に整理される。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

整理結果

参考 3-4 -19PS-3

PS-3【蒸気タービン計測装置】
蒸気タービンには、設備の損傷を防止するため運転状態を計測する装置を設けなければならない。

【内燃機関計測装置】
内燃機関には、設備の損傷を防止するため運転状態を計測する装置を設けなければならない。

火 17

火 29

MS-1

PS-3

イ
/
ロ 前イにかかわらず、次によることができる。
ロ（１） 一次冷却系統に係る施設内及び原子炉格納容器内に開口部がなく、かつ、一次冷却系統に係る施設の損壊の際に損壊するおそれがない管又は一次冷却系統に係る施設の損壊等の際に構造上内部に滞留する液体により原子炉格納容器内の放射性物質が外部へ漏えいするおそれがない管にあつては貫通箇
所の内側又は外側の近接した箇所に一個の隔離弁を施設すること。
（２） 貫通箇所の内側又は外側に隔離弁を設けた
場合、一方の側の設置箇所における管であって、湿気等によりその隔離弁の機能が著しく低下するおそれがあると認められるものにあつては、貫通箇所の他方の側であつて近接した箇所に二個の隔離弁を施設すること。

MS-3

重要度分類

【補助ボイラ計測装置】
ボイラー等には、設備の損傷を防止するため運転状態を計測する装置を設けなければならない。

2

原 32

【原子炉格納施設】
原子力発電所には、一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊の際の漏えい率が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがないよう、次の各号により原子炉格納施設を施設しなければならない。
二 原子炉格納容器を貫通して取り付ける管には、次により隔離弁（閉鎖隔離弁（ロック装置が付されているものに限る。）又は自動隔離弁（隔離機能がな
い逆止め弁を除く。）をいう。以下同じ。）を設けること。
イ 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。

【燃料貯蔵設備】
六 使用済燃料を原子力発電所内に貯蔵する乾式キャ
スク（以下「キャスク」
イ という。）は、次によること。
イ 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。

条文

火 11

6

原 25

原 条 の 項 号

対象計測装置【直接】補助ボイラ設備検査(計測装置校正検査)【間接】安全保護系設定値確認検査、原子炉保護系インターロック確認
検査、プロセスモニタ機能検査【直接】監視機能健全性確認検査

現行の定期事業者検査

火力技術基準が準用される以下の内燃機関の計測装置
回転速度、冷却水温度、潤滑油圧力、潤滑油温度【直接】非常用予備電源装置検査(計測装置校正検査)

火力技術基準が準用される以下の蒸気タービン設備の計測装置
軸振動、回転数、潤滑油圧力、軸受温度、蒸気圧力、蒸気温度、復水器【直接】蒸気タービン設備検査(計測装置校正検査)
真空度

火力技術基準が準用される以下の補助ボイラ設備の計測装置
蒸気ドラム水位、蒸気ドラム圧力、蒸気温度

安全保護系のうち原子炉格納容器隔離系作動回路

キャスク蓋間圧力計測装置、キャスク保管エリアモニタ

計測装置の定期事業者検査項目整理について［ＢＷＲの例］
別紙（１）

3/3

火力技術基準が準用される補助ボイラ設備等の計測装置については、計測装置の校正検査を定期事業者検査として実施しているものがある。これらの計測装置は補助ボイラ等
それぞれの設備の機能・性能検査において計測装置の機能(監視機能)を確認しており、これにより技術基準適合性を担保できることから、計測装置単体の校正による機能確認については定期事業者検査以外の保全活動として整理する。

原子炉格納容器隔離系作動回路は第32条2号の要求より間接的に抽出されるものであるが、安全重要度がクラス１であり、また、第22条安全保護装置として直接要求されるもの
であることから、定期事業者を継続実施する。

技術基準から直接的に要求があるため、定期事業者検査を継続実施する。

整理結果

添付資料（６）
定期事業者検査における弁の分解検査内容について
定期事業者検査における弁の分解検査対象については、「分解･開放検査」の対象機器の考え方により選定することが決まっている。一方、従来から、弁の分解検査内容は、弁の運用(技術基準要求)を考慮せず、一律な検査内容がおこなわれている。具体的には、弁の外観検査に加えて、非破壊検査として弁棒の径変化部と弁シート面の浸透探傷検査(以下、ＰＴという)を実施してきている。今回の定期事業者検査における分解検査対象の機器の選定では、機能要求時に動作が要求される弁と機能要求にかかる機能の確認が分解検査でしか確認できない弁が対象となっている。
機能要求時に、動作要求のある弁では、弁棒の疲労による折損などを考慮した場合、弁棒の径変化部等のＰＴは適切な検査であると考えるが、弁シート面のＰＴは、要求される機能がバウンダリ機能など閉じ込め機能の要求があるものに対して行うべきであると考える。運用上、弁のシート機能を要求されていない常時開、機能要求時開動作が要求される弁においては、弁シート面のＰＴを行うことに意味があまりない。
以上から定期事業者検査にて実施する具体的な弁と検査内容は以下の通り整理する。
「分解･開放検査」の対象機器の考え方により選定された弁に対して、以下の内容を分解検査とする。
・ 通常時開で機能要求時も開の弁については、弁のシート面のＰＴを定期事業者検査対
象外とし、弁棒、シート面の目視検査及び弁棒のＰＴを定期事業者検査として実施する。
・ その他の弁については、現状どおり、弁棒及びシート面について、目視検査及びＰＴを実施する。
なお、定期事業者検査対象項目対象外とした内容についても、事業者は、設備の信頼性確保等の観点から保全活動として実施する。
以

参考 3-4 -20-上

参考 3-4 -21-

蒸気タービン本体を除く整理結果については様式 3「蒸気タービン附属設備」としてとりまとめている。

（3）ポンプ
ポンプの機能・性能については、技術基準第 8 条第 1 項に基づき機能検査を新たに設定し確認す
ることとする。これにより、ポンプの機能・性能に係る技術基準適合性が確認できることから、分解検査は原子力設備の整理の考え方と整合を図り定期事業者検査以外の保全活動に整理する。なお、
ポンプは、準用される火力技術基準の解釈において蒸気タービン附属設備の対象とされておらず、火力設備では定期事業者検査として行われていない。

（2）安全弁・逃し弁
安全弁・逃し弁については、火力技術基準条文 16 条（過圧防止）の要求として機能検査（吹き出し圧、弁座気密）に加え、分解検査も実施してきたが、分解検査については原子力設備の整理の考え方と整合を図り定期事業者検査以外の保全活動に整理する。

１．蒸気タービン等の定期事業者検査内容の再整理（1）蒸気タービン本体等（熱交換器含む）
火力技術基準が準用される蒸気タービン本体等の検査内容については、これまでの運転経験等を踏まえて検査対象部位を選定し、火力設備についての規則解釈例を参考に外観検査を基本に必要に応じて非破壊検査とすることで整理する。
必要に応じて非破壊検査とは、「これまでの運転経験並びに、劣化、故障モード等を踏まえて、技術基準から要求される機器の機能・性能に影響を及ぼすような部位に対して行う非破壊試験」とする。
具体的には、有意な劣化事象が考えられる熱交換器の伝熱管については、「腐食等の可能性を否定できず、しかもプラント運転中の補修が困難な部位に対して行う非破壊検査（ECT）」を定期事業者
検査として整理する。
また、蒸気タービン本体等の開放検査については、「事業者の保全活動において非破壊試験を実施
し異常が認められたために補修等を行った部位、若しくは外観検査において異常が認められた部位に対して行った非破壊検査」を定期事業者検査として整理する。

蒸気タービン本体及びその附属設備（以下「蒸気タービン等」という）並びに、補助ボイラー本体及びその附属設備（以下「補助ボイラー」という）の定期事業者検査内容等については、新検査制度導入に係る電気事業法施行規則改正に伴い、「原子力発電工作物の保安のための点検、検査等に関する電気事業法施行規則の規定の解釈（内規）」（平成 20・12・22 原院第 4 号、NISA163c-08-5、平成 21 年 1 月 1 日施行）において、火力設備についての規則解釈例「電気事業法施行規則第 94 条の 3 各号の解釈例（平成 18 年 7月 24 日付け平成 18・06・29 原院第 8 号、NISA-234a-06-8）」を参考に設定することが規定され、それまで蒸気タービン等及び補助ボイラーに関する検査内容を規定していた「原子力発電所の定期事業者検査に関する解釈（内規）」（平成 20・6・23 原院第 6 号、NISA163c-08-2）（以下「旧 NISA 文書」という）は廃止された。
ついては、蒸気タービン等及び補助ボイラーの定期事業者検査内容について、旧 NISA 文書に基づく検査内容を基本に、原子力安全・保安部会原子炉安全小委員会第 30 回検査技術評価 WG（平成 20 年 10 月 8日）において示された検査内容、並びに今回の定期事業者検査内容等の整理の考え方を踏まえて、以下の通り再整理する。

３．参考資料
原子力安全・保安部会原子炉安全小委員会第 30 回検査技術評価 WG（平成 20 年 10 月 8 日）資料 30-2-6
以 上

以上の整理結果を別紙「補助ボイラー設備の定期事業者検査の整理表」としてとりまとめている。

（4）通風装置
通風装置（通風機）については、旧 NISA 文書の「通風機にあっては、点検・手入れが適正に行われていることを確認する」との規定に基づき分解検査を定期事業者検査として実施してきたが、本規定が点検・手入れの確認要求であることから、分解検査を定期事業者検査以外の保全活動として整理し、点検・手入れが適切に行われていることについては負荷検査の検査前確認項目として整理する。
なお、装置の構造健全性については、「補助ボイラー設備検査」において確認する。

（3）給水装置
給水装置（ポンプ）については、旧 NISA 文書「ポンプにあっては、点検・手入れが適正に行われていることを確認する」との規定に基づき分解検査を定期事業者検査として実施してきたが、本規定が点検・手入れの確認要求であることから、分解検査を定期事業者検査以外の保全活動として整理し、点検・手入れが適切に行われていることについては負荷検査の検査前確認項目として整理する。
なお、火力技術基準条文 8 条第 1 項（給水装置）の要求として負荷検査においてその機能・性能を引き続き定期事業者検査として確認する。また、装置の構造健全性については、「補助ボイラー設
備検査」において確認する。

（2）燃焼装置
燃焼装置（バーナー）については、旧 NISA 文書の「バーナーを分解し、点検・手入れが適正に行われていることを確認する」との規定から、分解検査を定期事業者検査として実施してきたが、本規定が検査要求ではなく点検・手入れの確認要求であることから、分解検査を定期事業者検査以外の保全活動として整理し、点検・手入れが適切に行われていることについては負荷検査の検査前確認項目として整理する。
また、燃焼装置（ポンプ）についても旧 NISA 文書の「ポンプにあっては、点検・手入れが適正に行われていることを確認する」との規定から、分解検査を定期事業者検査として実施してきたが、同じく点検・手入れの確認要求であることから、分解検査を定期事業者検査以外の保全活動として整理し、点検・手入れが適切に行われていることについては負荷検査の検査前確認項目として整理する。
なお、装置の構造健全性については、「補助ボイラー設備検査」において確認する。

２．補助ボイラーの定期事業者検査内容の再整理（1）安全弁、蒸気止め弁及び給水止め弁
安全弁については、火力技術基準条文 7 条（安全弁）の要求として安全弁作動検査に加え、分解検査も実施してきたが、分解検査については原子力設備の整理の考え方と整合を図り定期事業者検査以外の保全活動に整理する。
また、蒸気止め弁及び給水止め弁については、火力技術基準条文 9 条第 1 項及び第 2 項（蒸気及び給水の遮断）の要求として機能・性能検査に加え、分解検査も実施してきたが、分解検査については原子力設備の整理の考え方と整合を図り定期事業者検査以外の保全活動に整理する。

蒸気タービン等及び補助ボイラーの定期事業者検査内容の再整理について

添付資料（7）

参考 3-4 -22-

Ａ定期事業者検査
Ｂ（Ｂ’）定期事業者検査
開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．上下半車室を開放し、車室胴板内面が ａ．開放車室についてはＡ検査と同一の検確認できる状態で目視点検を行う。
査を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
ｂ．非開放の車室については次の外観検
・ＰＴ
査を行う。
・ＭＴ
・低圧外部車室の水平フランジ締付ボルト・低圧車室マンホール（フランジ面等）
・大気放出板

開放、分解、非破壊による検査(6)調速装置
開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査［非常停止装置等］ ａ．調速機レバーリンク機構、トリップ機構 ａ．隔回毎に、Ａ検査と同一の検査を行う。
等の目視点検を行う。

開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．各主要弁を分解した状態で、ストレー ａ．開放弁については、全てＡ検査と同一
ナー、弁体、弁座、弁棒、弁箱内面の目視 の検査を行う。
点検を行う。
b．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ又はＭＴ－

開放、分解、非破壊検査
ａ．開放車室に付帯する軸継ぎ手及びラビ
リンスパッキンについてＡ検査と同一の検査を行う。

(5)軸継ぎ手及びラビ 開放、分解、非破壊検査
リンスパッキンａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、MT又はＵＴ(7)主要弁－開放、分解、非破壊検査
ａ．開放車室に付帯する軸受についてＡ検査と同一の検査を行う。

開放、分解、非破壊検査
ａ．軸受を分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・軸受メタルのＰＴ又はＵＴ(4)軸受

Ｂ定期事業者検査

理由

開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．上下半車室を開放し、車室胴板内面が a．開放車室についてはA検査と同一の検確認できる状態で目視点検を行う。
査を行う。
(変更なし）
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
b．非開放車室の車室については次の外・ＰＴ
観検査を行う〔火力との差異〕
・ＭＴ
・低圧外部車室の水平フランジ締付ボルト・下半車室も開放することを要求。開放に際し・低圧車室マンホール(フランジ面等）ては、車室胴内面が確認できる状態での確認
・大気放出板を要求。
・非破壊検査は必要に応じてMTも要求。

Ａ定期事業者検査

蒸気タービン定期事業者検査（開放検査内容(案））

開放、分解
ａ．分解した状態で軸継ぎ手の目視点検を
行う。

外観点検
軸受部の外観点検を行う。

開放点検
ａ.上半高中圧初段の噴口の点検を行う。
b.隔板を車室に取付けた状態で点検を行う。
ｃ.必要に応じてＰＴ検査を行なう。

〔火力との差異〕
・軸受メタルのPT又はUTを必要に応じて要求。

開放、分解、非破壊検査
a．開放車室に付帯する軸受についてA検(変更なし）
査と同一の検査を行う。

開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態でカップリングボルトの目 a．開放車室に付帯するカップリングボルト
視点検を行う。
についてA検査と同一の検査を行う。
・ラビリンスパッキンは漏洩検査にて機能の確ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
認ができるため、開放検査は不要。
・ＰＴ、MT又はＵＴ

開放、分解、非破壊検査
ａ．軸受を分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・軸受メタルのＰＴ又はＵＴ

開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．目視点検を行う。また、必要に応じて以 a．開放車室についてはA検査と同一の検 (変更なし）
下の試験を行う。
査を行う。
・スロート試験〔火力との差異〕
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・スロート試験を必要に応じて実施要求。
・噴口静翼のＰＴ又はＭＴ・墳口静翼のPT又はUTを必要に応じ実施要求。

開放点検
開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
a. 車室を開放した範囲において車軸は取り ａ．車軸を取出した状態で、次の部位に目 a．開放車室についてはA検査と同一の検外さず静かに回転させて次の点検を行な
視点検を行う。
査を行う。
・ギヤー部は車軸と一体構造であり、またターう。
・車軸b．非開放車室については次の外観検査
ビンターニングのために設置されており、タービ
・ 車軸
・円板
を行う
ンの運転とは直接関係ないことより保全活動で
・ 円板
・動翼及び取付部･低圧最終段翼(レーシングワイヤー(タイ実施。
・ 翼及び取付け部
・継手ワイヤー)を含む。）
・バランスウェイト取付け状態は、負荷検査に・ シュラウド、レーシングワイヤー
・シュラウド、レーシングワイヤー（タイワイ
おいてタービン振動の振幅値が確認されるた
b. 必要に応じてＰＴ検査を行なう。
ヤー）、テノンめ、開放検査におけるバランスウェイト取付け
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
状態は保全活動で実施。
・車軸、円板、動翼、継手、シュラウド、・エロージョンシールドは耐圧部材ではないたレーシングワイヤー（タイワイヤー）、テノン
め、保全活動で実施。
のＰＴ、ＭＴ又はＵＴ
・車軸残留磁束測定は、車軸の静電気による・ダブテイルピンのＵＴ(BWR)、翼植込部の帯電を防止し、軸受部との電気腐食を防止す
MT又はUT(PWR)
る目的であり耐圧部でもないことより保全活動
・円板（焼ばめ部）のＵＴ
で実施。

開放点検
ａ.高中圧上半車室を取り外し、隔板、ラビリ
ンスパッキンを取付けた状態で点検を行なう。
b.定期事業者検査による検査の隔回ごとに低圧上半車室を取り外し隔板、ラビリンス
パッキンを取付けた状態で点検を行う。
c.必要に応じてＰＴ検査を行う。

電気事業法施行規則第94条の3各号の解釈例(別表）資料３０－２－６

1/2

外観点検
開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
非常調速機、トリップ機構等の外観点検を ａ．調速機レバーリンク機構、トリップ機構 a．隔回毎に、A検査と同一の検査を行う。 (変更なし）
行う。
等の目視点検を行う。
〔火力との差異〕
作動試験
・組立後非常停止装置作動試験は総合機能検
分解開放したものは組立後非常停止装置
査にて実施。
の作動試験を行う。
○Ｂ（Ｂ’）定期事業 開放点検
開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
者検査については、 ａ．各主要弁を分解し、ストレーナー、弁体、 ａ．各主要弁を分解した状態で、ストレー a．開放弁については、全てA検査と同一 (変更なし）
設置者の定期的な開 弁座等の点検を行う。
ナー、弁体、弁座、弁棒、弁箱内面の目視 の検査を行う。
放点検頻度に合わせ b．必要に応じ ＰＴ検査を行う。
点検を行う。
〔火力との差異〕て、開放、分解、非破b．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・分解点検対象として、弁棒、弁箱内面を明壊検査を行うこととし・ＰＴ又はＭＴ記。また、非破壊検査についてはMTも可能とし
て良い。
て規定。

－

開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．目視点検を行う。また、必要に応じて以 ａ．開放車室についてＡ検査と同一の検査下の試験を行う。
を行う。
・スロート試験
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・噴口静翼のＰＴ又はＭＴ

－

－

－

備考

(3)隔板、噴口、翼環、静翼(2)車軸、円板、動翼 開放、分解、非破壊検査
開放、分解、非破壊検査
ａ．車軸を取出した状態で、次の部位に目 ａ．開放車室についてはＡ検査と同一の検視点検を行う。
査を行う。
・車軸
ｂ．非開放の車室については次の外観検
・円板
査を行う。
・動翼及び取付部
・低圧最終段翼（レーシングワイヤー（タイ・継手及びギヤー
ワイヤー）を含む。
・シュラウド、レーシングワイヤー（タイワイヤー）、テノン・バランスウェイト取付状態
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・車軸、円板、動翼、継手、ギヤー、シュラ
ウド、レーシングワイヤー（タイワイヤー）、
テノンのＰＴ、ＭＴ又はＵＴ
・最終段エロージョンシールドのＰＴ又はＵ
Ｔ
・ダブテイルピンのＵＴ
・円板（焼ばめ部）のＵＴ・ 車軸残留磁束測定

(1)車室

項目

定事検解釈(電事法施行規則第94条の３第1号及び2号）

蒸気タービン本体及びその附属設備等の定期事業者検査（開放、分解、非破壊検査内容の整理）

参考資料

参考 3-4 -23-

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、ＵＴ

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
ＰＴｃ．代表部位について、適切な方法により肉厚測定を行う。

(11)ポンプ(12)管－

開放、分解、非破壊検査
ａ．開放、分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、ＵＴ、ＥＣＴ
ｃ．必要に応じ漏洩試験を行う。

(10)熱交換器(13）組立状況

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、ＥＣＴｃ．必要に応じ漏洩試験を行う。

(9)復水器Ｂ（Ｂ’）定期事業者検査

開放、分解、非破壊による検査

Ａ定期事業者検査(8)安全弁、逃がし弁 開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ

項目

定事検解釈(電事法施行規則第94条の３第1号及び2号）

－

－

開放点検
水室を開放し内部及び細管の目視点検を行う。

－

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、ＵＴ

開放、分解、非破壊検査
ａ．開放、分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ、ＵＴ、ＥＣＴ
ｃ．必要に応じ漏洩試験を行う。

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。

開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
・ＰＴ

Ａ定期事業者検査

Ｂ定期事業者検査

蒸気タービン定期事業者検査（開放検査内容(案））

蒸気タービンの附属 a.測定計画に基づき管の厚さの測定を行
開放、分解、非破壊検査
ａ．分解した状態で目視点検を行う。
設備の管（ただし、う。
“主な配管”に属する b.上述のaの他、前回の定期事業者検査以 ｂ．必要に応じ次の非破壊検査を行う。
ものを除く。）は、分 降の中間停止等において行った管の厚さの ・ＰＴ
解検査に代えて外観 測定結果を踏まえ、余寿命評価を行い、又 ｃ．代表部位について、適切な方法により肉厚測定を行う。
検査を行う。
は、既に行った余寿命評価の確認を行なう。
c.必要に応じ、今後における管の厚さの測定計画策定又見直しを行う。
組立状況検査ａ.以下について組立状況点検を行う。
・高圧ケーシングボルト締付状況－－
・主蒸気止め弁及び蒸気加減弁のボルト締付状況
・ロータアライメント状況

－

－

－

－

備考

電気事業法施行規則第94条の3各号の解釈例(別表）蒸気タービン本体及びその附属設備等の定期事業者検査（開放、分解、非破壊検査内容の整理）

2/2（変更なし）
従来、性能検査項目で整理されていたが、検査内容からみて開放検査項目に整理することが妥当と判断。

〔火力との差異〕
・管については目視に加え、必要に応じPTを要求。
・肉厚測定は代表部位について実施。

(変更なし）（変更なし）
他の原子力用設備と同様な構造であり、他設
備の定期事業者検査同様の整理が可能。

（変更なし）
他の原子力用設備と同様な構造であり、他設
備の定期事業者検査同様の整理が可能。

・PTは蒸気胴内部構造材について実施、またECTは伝熱管について実施するが何れも耐圧部ではなく、事業者の保全活動として事前にPT、ECTにて確認後、目視検査を実施すること
で機能の確認は可能なため。
・漏洩試験は負荷検査にてタービン排気圧力にて確認可能なため、保全活動で実施。

（変更なし）
他の原子力用設備と同様な構造であり、他設
備の定期事業者検査同様の整理が可能。

理由

資料３０－２－６

参考 3-4 -24-

（２）連続運転状況（１）保安装置

項目○計器等の校正記録を確認する。

＊項目毎の確認内容について、警報又は表示灯のどちらかしかない場合や油
１．（５）安全弁
圧等の値が確認することが困難な機構作動試験になっている場合は、装置の設置目的
ａ．作動支援を行うものであること。
に沿った動作を各設置者の所定の確認
ｂ．分解開放した場合の作動試験は、組方法により確認できれば良い。
立後に行う。

備考

電気事業法施行規則第94条の3各号の解釈例（別表）理由

1/2【保安装置検査】（変更なし）
保安装置について、技術基準省令に定める機能又は所定の機能が維 〔火力との差異〕
持されていることを作動試験等で確 ・火力は安全弁作動試験のみ
認する。
を要求。

補助ボイラー定期事業者検査（案）

負荷検査
ａ．以下に掲げる項目についてその計器等の指示値を確認する。
重油ボイラー・圧力
蒸気－ドラム内、ボイラー出口
給水－ポンプ入口、ポンプ出口
重油－ポンプ入口、ポンプ出口、バーナ入口
・流量
給水－積算計読み、差
重油－積算計読み、差
・水位
ドラム水位
・温度
ボイラ－出口ガス、ボイラ－室内
ボイラ－入口給水、バーナ入口重油
１．（７）缶水循環ポンプ
・ドラフト
作動試験
（２）負荷検査
風箱空気、炉内ガス、煙道試運転等により作動試験を行う。
4．（2）【補助ボイラーが負荷検査【負荷検査】
・排ガス（連続測定計が設置されているものに限る。）に必要な準備（設備について、組
ＳＯＸ、ＮＯＸ、Ｏ２○設備毎に計測器等の名称を読み替え ２．（１）給水ポンプ
補助ボイラーが検査条件下におい立が完了し、調整または作動試
・負荷（蒸発量（流量計積算値の読み差の計算による算出でもよ てよい。また、計測設備を有しないもの 作動試験て、安定した運転ができることを計
験が終了していること。）がなされ（変更なし）
については確認対象外とする。
試運転等により作動試験を行う。
器等の指示値により確認する。ない。））
た状態であること。】の検査条件○計器等の校正を行う。
お、指示値については2時間以上30電気ボイラー
下において、安定した運転ができ・圧力
２．（２）通風機：押込通風機、誘引通風 分毎に記録する。
ることを2時間以上30分毎に記録
蒸気－缶内、ボイラ－出口
機、ガス再循環通風機、ガス混合通風機する。
作動試験
給水－ポンプ入口、ポンプ出口
試運転等により作動試験を行う。
・流量
給水－積算計読み、差
・水位
管内水位
・温度
缶水室内、ボイラー入口給水
・電流、電圧
３相・電力
積算計読み、差、電力・負荷（蒸発量（流量計積算値の読み値差の計算による算出でもよい。））
ｂ．負荷が安定した後から２時間かつ３０分毎に記録された計器等の指示値を確認する。

・安全弁作動＊以上の確認項目において、ボイラートリップとなるボイラーの保安装置に係るものに限り対象とする。
（各確認項目について、ボイラートリップとならない保安装置に係るもの以外及び該当装置等がない場合以外は、確認を行うものとする。）

保安装置検査ａ．以下について保安装置の点検を行う。
・重油圧力低トリップ（電気ボイラーにあっては、主電源回路異常ト
リップ）・給水圧力低トリップ
・給水ポンプ過負荷トリップ
・（蒸気）ドラム水位低低トリップ（電気ボイラーにあっては、ボイラー水位低低トリップ）
試運転検査・（蒸気）ドラム圧力高トリップ（電気ボイラーにあっては、ボイラー（１）保安装置検査
圧力高トリップ）
技術基準省令に定める機能又は・押込通風機過負荷トリップ
所定の機能が維持されているこ・重油ポンプ過負荷トリップを確認するための作動試験等を・失火トリップ行う。
・バーナー噴霧媒体圧力低トリップ

検査内容

定事検解釈（電事法施行規則第94条の3第1号）

補助ボイラーの定期事業者検査（試運転検査内容の整理）

参考 3-4 -25-

給水ポンプ電動機①機能・性能検査（運転性能検査）
電動機を運転し、そのときの運転状態を確認する。

【共通事項以外】【PWR】
給水ポンプ電動機【PWR】
給水流量調整弁②機能･性能検査（弁作動検査）
蒸気止め弁及び給水止め弁を自動又は手動で全開状態から全閉状態に作動させ、その作動状態を確認する。

機能・性能検査
蒸気止め弁、給水止め弁を手動又は自動で作動させ、正常に機能することを確認する。

特性検査
試験装置を用いて各検出要素及び指示計器にその動作要素（圧力等）の標準値を与え，そのときの指示値を記録する。

【共通事項以外】【BWR、PWR】
蒸気止め弁、給水止め弁【共通事項以外】【BWR、PWR】
計測装置【共通事項以外】【共通事項以外】

【ＢＷＲ】
漏えい検査
漏えい又はその形跡、き裂、変形等の有無を目視により確認する。
【ＢＷＲ】
補助ボイラー及び附属配 【ＰＷＲ】
外観検査
管
外観検査（可視範囲）により、取付状態、干渉状態、支持状態、漏れ、各部のき裂及び変形等の異常【ＰＷＲ】の有無を確認する。
補助ボイラー系統

項目

検査内容

定事検解釈（電事法施行規則第94条の3第1号）

補助ボイラーの定期事業者検査（試運転検査内容の整理）

ー

ー

ー

ー

ー

備考

ー

ー

ー

－

－

電気事業法施行規則第94条の3各号の解釈例（別表）
理由

－

－

機能・性能検査
蒸気止め弁、給水止め弁を手動又は自動で作動させ、正常に機能することを確認する。

特性検査
試験装置を用いて各検出要素及び指示計器にその動作要素（圧力等）の標準値を与え，そのときの指示値を記録する。

2/2

BWRは給水ポンプ電動機の機
能・性能検査を保全活動で実施していることから、PWRについても保全活動で実施することで整理した。なお、給水ポン
プ電動機の機能・性能については負荷検査（定事検）にて確認出来る。

BWRは給水流量調整弁の機能・性能検査を保全活動で実施していることから、PWRについても保全活動で実施することで整理した。なお、給水流量調整弁の機能・性能について
は負荷検査（定事検）にて確認出来る。

（変更なし）（変更なし）

BWRとPWRの検査内容が同じ漏えい検査であることから、BWRの記載に漏えい又はその形跡、き裂、変形等統一した。なお、検査内容にの有無を目視により確認する。
ついては変更なし。

補助ボイラー定期事業者検査（案）参考 3-4 -26-―

[機能・性能要求条項]
火力省令 第９条第２項[確認内容]
給水止め弁の機能確認

負荷検査

保安装置検査検査項目

補助ボイラー設備検査

補助ボイラー設備検査(2)負荷検査
補助ボイラー負荷検査の検査方法は、各設備の点検完了後、定格出
補助ボイラーが負荷検査に必要な準備（設備について、組立が完了し、調整または作力で補助ボイラー設備の運転を行い、運転状態が正常であること及び動試験が終了していること。
）がなされた状態で、安定した運転ができることを連続２時
各種パラメータが妥当な値であることを確認している。
間以上３０分毎に所定のデータを記録し、確認する。

留意事項：記載する検査に関する事項（検査名、方法等）は例であって、設備等の差異からプラント毎に相違があります。

補助ボイラー負荷検査

検査名

―

―

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査

安全弁については、実作動させた時の各測定値が設定値またはその許容値以内であることを確認している。
警報・インターロック試験は、各保安装置検査項目について、所定の機能（警報の発信、自動停止）を有することを確認している。また、設定値が定められているものについては保安装置が許容値内で動作することを確認している。

―[機能・性能要求条項]
火力省令 第９条第１項[確認内容]
蒸気止め弁の機能確認

補助ボイラー負荷検査

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査(1)保安装置検査
・安全弁作動検査
実作動させることにより過圧の生じるおそれがないように作動することを確認する。
・警報・インターロック試験
ボイラートリップとなるボイラーの保安装置について、模擬入力または模擬信号入力
をし、ボイラーがトリップすることを警報等で確認する。

―[機能・性能要求条項]
火力省令 第８条第１項[確認内容]
給水装置の機能性能確認

補助ボイラー負荷検査

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査

機器レベル要求される機能・性能の確認内容に対する
現行検査内容の妥当性確認結果―[機能・性能要求条項]
火力省令 第７条[確認内容]
安全弁の機能性能確認

補助ボイラー負荷検査

関連する現行の検査
系統レベル

検査方法

―

プラントレベル[構造健全性要求条項]
火力省令 第６条[確認内容]
補助ボイラー設備の耐圧確認要求される機能・性能及びその確認内容

プラントレベル・系統レベルの検査

補助ボイラー設備

系統名

別紙
補助ボイラー設備 系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理表【ＢＷＲ】
プラント・系統に対する要求事項の整理

備考

1/2

参考 3-4 -27-

検査項目

否

否

蒸気止め弁、給水止め弁を開・閉させ、正常に機能することを確認する。

補助ボイラー本体、燃焼装置、給水装置、通風装置の補助ボイラー設備について、漏えいの有無を目視により確認する。

漏えい検査

可

機能・性能検査

分解検査

一部可

補助ボイラー本体、給水装置等の補助ボイラー設備について、以下の開放検査を実施する。
(1)目視検査
目視により、表面にき裂、打こん、変形、摩耗および腐食がないことを確認する。
(2)表面検査
浸透探傷検査により、浸透指示模様の有無を確認する。
浸透探傷検査については、JIS Z 2343-1(2001)に準拠し実施する。
(3)肉厚測定検査
節炭器管の代表部位について肉厚測定を実施し、必要最小厚さ以上であることを確認する。

蒸気止め弁、給水止め弁について、以下の分解検査を実施する。
(1)目視検査
目視により、表面にき裂、打こん、変形、摩耗および腐食がないことを確認する。
(2)表面検査
浸透探傷検査により、浸透指示模様の有無を確認する。
浸透探傷検査については、JIS Z 2343-1(2001)に準拠し実施する。

整理可否

検査方法

火力省令第６条の要求により、構造健全性については
補助ボイラー設備検査（外観検査）において確認する。

火力省令第９条第１項、第９条第２項の機器機能の要求により、継続実施する。

機能・性能検査で、技術基準要求の確認できることから、定期事業者検査以外の保全活動として実施する。

補助ボイラー本体（安全弁を除く。
）については、火力省令第６条の構造健全性の要求により、検査を継続実施
する。ただし、耐圧部分ではない部分の浸透探傷検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
肉厚測定検査（節炭器管）については、火力規則解釈
例において油焚のボイラーには求められていないことから、本解釈例を参考に定期事業者検査以外の保全活動で実施する。なお、構造健全性については、補助ボイラー
設備検査において確認する。
安全弁については、要求される機能・性能が、補助ボ
イラー負荷検査（安全弁作動検査）において確認できることから、開放検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
燃焼装置（バーナー、ポンプ）、給水装置（ポンプ）、
通風装置（通風機）については、旧 NISA 内規の要求が点
検・手入れの確認要求であったことから、補助ボイラー
負荷検査の検査前確認項目として実施し、開放検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
なお、燃焼装置（ポンプ）、給水装置、通風装置に要求される構造健全性確認については、補助ボイラー設備検査（外観検査）において確認する。

要求される機能・性能の確認内容に対する現行検査内容の評価（上記妥当性確認結果を踏まえる）

系統及び検査範囲図なし

留意事項：記載する検査に関する事項（検査名、方法等）は例であって、設備等の差異からプラント毎に相違があります。

参考・補助ボイラー設備検査における機能・性能検査○構造健全性要求から実施している検査・補助ボイラー開放検査における目視検査、表面検査
・補助ボイラー設備検査における漏えい検査（外観検査）○機器機能要求から実施している検査

現行の系統レベルの検査（補助ボイラー負荷検査）において、補助ボイラー設備に要求される機能・性能について確認されている。
ただし、以下の検査は継続実施する。

整理結果のまとめ補助ボイラー設備検査

補助ボイラー開放検査

検査名

系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理表【ＢＷＲ】

開放検査

補助ボイラー設備

その他の検査

別紙

備考

2/2

参考 3-4 -28-

―

―

―

[機能・性能要求条項]
火力省令 第８条第１項[確認内容]
給水装置の機能性能確認[機能・性能要求条項]
火力省令 第９条第１項[確認内容]
蒸気止め弁の機能確認[機能・性能要求条項]
火力省令 第９条第２項[確認内容]
給水止め弁の機能確認

負荷検査

保安装置検査検査項目要求される機能・性能の確認内容に対する
現行検査内容の妥当性確認結果

補助ボイラー設備検査

補助ボイラー設備検査

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査

補助ボイラー開放検査
補助ボイラー設備検査

機器レベル(2)負荷検査
補助ボイラー負荷検査の検査方法は、各設備の点検完了後、定格出負荷が安定した状態で、連続２時間以上、３０分ごとに所定のデータを記録するとと 力で補助ボイラー設備の運転を行い、運転状態が正常であること及びもに、運転状態を確認する。
各種パラメータが妥当な値であることを確認している。

留意事項：記載する検査に関する事項（検査名、方法等）は例であって、設備等の差異からプラント毎に相違があります。

補助ボイラー性能検査

検査名

―

―

補助ボイラー性能検査

補助ボイラー性能検査

補助ボイラー性能検査

関連する現行の検査
系統レベル(1)保安装置検査
安全弁については、実作動させた時の各測定値が設定値またはその・安全弁作動検査
許容値以内であることを確認している。
運転状態にて安全弁を実動作させ、その吹出し圧力、吹止り圧力、ブローダウン及び
インターロック検査は、各保安装置検査項目について、所定の機能
リフトを確認する。
（警報の発信、自動停止）を有することを確認している。また、設定
・インターロック検査
値が定められているものについては保安装置が許容値内で動作するこ
模擬信号又は実動作により、補助ボイラーの保安に係る検査を実施する。
とを確認している。

―[機能・性能要求条項]
火力省令 第７条[確認内容]
安全弁の機能性能確認

検査方法

―

プラントレベル[構造健全性要求条項]
火力省令 第６条[確認内容]
補助ボイラー設備の耐圧確認要求される機能・性能及びその確認内容

プラントレベル・系統レベルの検査

補助ボイラー設備

系統名

別紙
補助ボイラー設備 系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理表【ＰＷＲ】
プラント・系統に対する要求事項の整理

備考

1/3

参考 3-4 -29-

検査項目

機能・性能検査

分解検査(2)給水ポンプ電動機の運転性能検査
電動機を運転し、その時の運転状態を確認する。

可

否

可

安全弁、給水流量調整弁、蒸気止め弁、給水止め弁について以下の検査を実施する。
(1)非破壊検査
浸透探傷検査により指示模様の有無を確認する。
浸透探傷検査については、JIS Z 2343-1(2001)に準拠し実施する。
(2)目視検査
目視検査により、表面のき裂、打こん、変形及び摩耗の有無を確認する。

(1)蒸気止め弁、給水止め弁の弁作動検査
蒸気止め弁及び給水止め弁を自動又は手動で全開状態から全閉状態に作動させ、その作動状態を確認する。

否

外観検査（可視範囲）により、取付状態、干渉状態、支持状態、漏れ、各部のき裂及び変形等の異常の有無を確認する。

一部可

補助ボイラー本体、給水装置等の補助ボイラー設備について、以下の開放検査を実施する。
(1)目視検査
目視検査により、表面のき裂、打こん、変形及び摩耗の有無を確認する。
(2)表面検査
浸透探傷検査により指示模様の有無を確認する。
浸透探傷検査については、JIS Z 2343-1(2001)に準拠し実施する。
(3)肉厚測定検査
節炭器管の代表部位について肉厚測定を実施し、必要最小厚さ以上であることを確認
する。

外観検査

整理可否

検査方法

留意事項：記載する検査に関する事項（検査名、方法等）は例であって、設備等の差異からプラント毎に相違があります。

補助ボイラー設備検査

補助ボイラー開放検査

検査名

系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理表【ＰＷＲ】

開放検査

補助ボイラー設備

その他の検査別紙

火力省令第９条第１項、第９条第２項の機器機能の要求により、蒸気止め弁及び給水止め弁の弁作動検査は、継続実施する。
給水ポンプ電動機の運転性能検査（電動機単体の検査）については、技術基準との関連が希薄であり、補助ボイ
ラー性能検査にて給水ポンプ電動機の機能・性能を確認できるため、定期事業者検査以外の保全活動として実施する。

機能・性能検査で、技術基準要求の確認できることから、定期事業者検査以外の保全活動として実施する。

火力省令第６条の要求により、継続実施する。

補助ボイラー本体（安全弁を除く。
）については、火力省令第６条の構造健全性の要求により、検査を継続実施
する。ただし、耐圧部分ではない部分の浸透探傷検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
肉厚測定検査（節炭器管）については、火力規則解釈
例において油焚のボイラーには求められていないことから、本解釈例を参考に定期事業者検査以外の保全活動で実施する。なお、構造健全性については、補助ボイラー
設備検査において確認できる。
安全弁については、要求される機能・性能が、補助ボ
イラー性能検査（安全弁作動検査）において確認できることから、開放検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
燃焼装置（バーナー、ポンプ）、給水装置（ポンプ）、
通風装置（通風機）については、旧 NISA 内規の要求が点
検・手入れの確認要求であったことから、補助ボイラー
性能検査の検査前確認項目として実施し、開放検査は定期事業者検査以外の保全活動として実施する。
なお、燃焼装置（ポンプ）、給水装置、通風装置の構造健
全性確認については、補助ボイラー設備検査において確認できる。

要求される機能・性能の確認内容に対する現行検査内容の評価（上記妥当性確認結果を踏まえる）

備考

2/3

参考 3-4 -30-

補助ボイラー設備

系統機能・性能要求に対する定期事業者検査の整理表【ＰＷＲ】

系統及び検査範囲図なし

留意事項：記載する検査に関する事項（検査名、方法等）は例であって、設備等の差異からプラント毎に相違があります。

参考・補助ボイラー設備検査における機能・性能検査

ただし、以下の検査を継続実施する。
○ 構造健全性要求から実施している検査・補助ボイラー開放検査における目視検査、表面検査
・補助ボイラー設備検査における外観検査○ 機器機能要求から実施している検査

系統レベルの検査（補助ボイラー性能検査）において、補助ボイラー設備に要求される機能・性能について確認されている。

整理結果のまとめ別紙

3/3

添付資料（８）不適合発生等に伴い実施する点検・補修等における定期事業者検査の取扱いについて不適合の発生等に伴い定期事業者検査対象機器に対して実施する点検・補修等の結果の確認・評価については、
定期の行為でないことから定期事業者検査にはあたらないものであるが、点検・補修等の内容、実施時期によっては、再検査あるいは追加検査として定期事業者検査を実施する場合がある。
従来、これら再検査あるいは追加検査実施の判断は、各事業者においてその都度、事業者内の検査関係者、また必要に応じて検査関係機関とも調整・確認の上、行ってきたが、その考え方は必ずしも事業者共通ではなかった。
ついては、定期事業者検査の適切な実施を図るため、不適合の発生等に伴い実施する点検・補修等における定期事業者検査については、次のとおり取扱うものとする。
１．点検・補修等における定期事業者検査の取扱い(1)不適合の発生等に伴い定期事業者検査対象機器に対して点検・補修等を実施した場合は、技術基準から要求される機能・性能への影響を評価し、技術基準適合性を確認する。
(2)次の場合、点検・補修等実施後の技術基準適合性の確認は、定期事業者検査とする。
ア）当該保全サイクルの定期事業者検査の計画にない機器に対する点検・補修等であって、当該機器の定期事
業者検査の計画時期を繰り上げて実施する場合。
（追加検査）
イ）実施済みの定期事業者検査の成立性が確保できない（検査条件の変更、判定基準の誤りなど）として再度実施する場合。これには点検・補修等がなく検査のみ再度実施する場合を含む。
（再検査）ウ）定期事業者検査後から総合負荷性能検査終了までに点検・補修等を実施し、定期検査で確認された機能・性能に影響を与えると評価された場合、安全上の重要性や定期検査の有効性を考慮し、機能・性能に影響を与える範囲を対象に、再度、定期事業者検査を実施する。
（再検査）
ただし、次の例は再度の定期事業者検査は要さない。
ａ）他機器で発生した事象への対応等のために、機器の状態を確認するための点検（点検に伴う消耗品取替、
計器の特性確認等含む）を実施する場合ｂ）機能・性能に影響を与えると評価される機器の一部取替、補修等を実施した場合で、その後に当該補修等の影響範囲の確認を検査範囲に含む定期事業者検査（後段の検査）が実施される場合
ｃ）機器の故障等から運転上の制限（ＬＣＯ）から逸脱し、この復旧のために機器の点検・補修等を実施する場合（技術基準適合性確認後は、速やかにＬＣＯ逸脱状態から復帰させることが望ましく、これら処置の適切性は総合負荷性能検査終了までの定期事業者検査時に確認するため）
２．点検・補修等の結果の確認・評価の記録
不適合の発生等に伴う点検・補修等が技術基準から要求される機能・性能に影響を与える場合、点検・補修等の結果を確認・評価した記録には、技術基準適合性を確認・評価した結果が含まれていることが必要である。
３．後段の定期事業者検査における確認
不適合の発生等に伴い点検・補修等を実施した後に、当該機器を検査範囲に含む後段の定期事業者検査（最終段は総合負荷性能検査）を実施する場合は、検査前の確認として、当該対象機器の不適合処置完了を確認する。
４．定期検査関係機関への連絡
定期検査中における不適合の発生等に伴い、定期検査実施済の機器に対して点検・補修等を実施する場合、事業者は機能・性能への影響評価及び再検査要否の検討結果について、検査（当該機器に係る実施済の検査及び後段の検査）の区分に応じて定期検査関係機関（NISA 又は JNES）に連絡する。ただし、１．(2)ウ a）項で示す機能・性能に影響を与えないと評価される場合は適宜連絡することでよい。
なお、不適合については、事業者より上述以外の不適合を含め、これまで通り保安検査官に適宜連絡する。
以

参考 3-4 -31-

上

参考 3-4 -32-

いては、状態監視結果を踏まえて技術基準適合判断を実施することになる。

ＮＩＳＡ内規『原子力発電工作物の保安のための点検、検査などに関する電気事業法施行規則の解釈（内規）』

Good

状態監視

Good

No Good

状態監視

Good

No Goodの関連はなく、その頻度はあらかじめ社内マニュアル等に定めた手続きを経て事業者が設定できる。

の目的で実施する、技術基準適合判断を伴わない状態監視については、その実施頻度と「一定の期間」と

なお、技術基準に適合している状態を維持できると評価した期間内に機器の状態を詳細に把握する等定める判定期間以上でなくてはならない。

なわち技術基準適合判断を伴う状態監視の実施頻度は、電事則第９１条に基づき経済産業大臣が告示でただし、状態監視、分解点検のいずれもが原子炉運転中に実施可能な場合を除き、「一定の期間」、す図１ パターンⅠ、Ⅱによる機能・性能試験（定事検）実施イメージ

実施頻度

状態監視実施頻度

Good

No Good

状態監視＝一定の期間状態監視実施頻度

機能・性能試験
（定事検）

分解点検

した期間を超えない時期に実施する、技術基準適合判断を伴う状態監視の頻度が、「一定の期間」となる。

つまり、状態監視を実施した結果、機能回復を期待せずに技術基準に適合した状態を維持できると評価が「一定の期間」となる。

せて機能・性能試験（定事検）を実施する場合については、技術基準適合判断を伴う状態監視の実施頻度

予め定めた保全計画に従い、状態監視の結果に基づき分解点検の実施時期を定め、分解点検に合わ

１．状態監視結果に基づき定事検の実施時期が設定される場合（パターンⅠ、Ⅱ）の取扱いについては、表１の分類を基に、次のとおり取扱うものとする。

試験を実施し、定期事業者検査以外の保全活動として分解点検を実施するような場合における「一定の期間」

でなく、状態基準保全における定期事業者検査の適切な実施を図るため、定期事業者検査として機能・性能

しかしながら、状態基準保全における定期事業者検査の判定に係る「一定の期間」の考え方が必ずしも明確価して判定する場合」として規定されている。

る。
以

上

るよう、保全計画への記載を表１のとおりとし、その基本的な考え方を「保安規程（保全計画）手引き」に明記す

画備考欄に明記しているが、今回取り扱いを明確化した「一定の期間」の考え方を保全計画に適切に表現でき

なお、従前より、状態監視を保全に取り入れている場合、それらの実施頻度、方法などを保全計画の点検計実施している場合は、その実施頻度が「一定の期間」となる。

予め定めた保全計画に従い、分解点検に時間基準保全を採用し、機能・性能試験（定事検）を定期的に

３．定事検を定期的に実施する場合（パターンⅣ、Ⅴ）

実施している場合は、機能・性能試験の実施頻度が「一定の期間」となるが、機能・性能試験（定事検）におを判定する方法で行う必要があり、電事則第９４条の３第２項に規定する「一定の期間」の取扱いについては、（H20.12.26）において、「点検の実施頻度の設定により機器等を維持する場合」と「劣化等の程度を定量的に評予め定めた保全計画に従い、分解点検に状態基準保全を採用し、機能・性能試験（定事検）を定期的に２．状態監視結果を踏まえ定事検を定期的に実施する場合（パターンⅢ）じめ）「一定の期間」を設定しその期間が満了するまでの間技術基準に適合している状態を維持するかどうか

電気事業法施行規則（以下、「電事則」という）第９４条の３第２項の規定により、定期事業者検査は、（あらか状態基準保全における定期事業者検査の判定に係る「一定の期間」の取扱いについて

添付資料（９）

参考 3-4 -33-

Ｂ

Ｔ

Ⅳ

Ⅴ

定事検の
実施頻度

定事検の
実施頻度

定事検の
実施頻度

技術基準適合判断を伴う状態監視の頻度

状態基準保全（ＣＢＭ）の根拠となる状態監視の方法、頻度

状 態 監視 （Ｃ Ｍ ）を併用する場合
は、その方法、頻分解点検、機能・性能試験（定事 度検）ともに実施頻度が予め定まっている。
（パターンⅣと実質同等）

機能・性能試験（定事検）の実施
頻度が予め定まっている。ただし、機能・性能試験（定事検）における技術基準適合判断は、それまでの状態監視結果を踏まえて実施する必要がある。
分解点検、機能・性能試験（定事検）ともに実施頻度が予め定まっている。
（分解点検の頻度で定事検を実施）

ただし、この場合は原子炉運転中に状態監視、分解点検を実施できるため、一定の期間と告示の期間は関連しない。

Ｂ：分解点検時期に合わせて実施
Ｔ：あらかじめ定めた頻度（例：○○Ｍ）で実施
CBM：定期的に実施する状態監視結果に応じて実施

Ｔ

Ｔ

ＣＢＭ

ＣＢＭ
（原子炉運転中）

基本的にⅠと同様。

（注）時間基準保全で分解点検を実施する場合でも、状態監視を組み合わせて実施する場合もある。そういった場合も含めて、ここでは「T」と表記している。

〔凡例〕

Ｔ

Ｂ

Ⅲ

Ⅱ

Ⅰ

表１ 定事検として機能・性能試験、保全活動として分解点検を実施する場合のパターン分類
保全方式又は頻度
保全計画への状態監視関連記
一定の期間
説 明
機能・性
分解点検
載
能試験
技術基準に適合している状態を維持できると評価した期間を超えない時期に技術基準適合判断を伴う状態監視を実施することにな
ＣＢＭ
技術基準適合 る。この技術基準適合判断を伴Ｂ（原子炉停止判断を伴う状う状態監視の頻度が、「一定の中）態監視の頻度 期間」となる。
ただし、技術基準に適合している
技術基準適合判状態を維持できると評価した期断を伴う状態監
間は、告示の期間よりも長いこと
視の方法、頻度が必要である。

状態基準保全における定期事業者検査の判定に係る「一定の期間」の取扱いについて

添付資料（９）