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東海第二発 電所

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号から公開できません 。

提出年月日

工事 計画審査資 料
補足-1

改0

平成 30 年○ 月○日

工事計画に係る補足説明資料
補足-1【工事計画認可申請書における本文及び添付書類の作成要領について】

平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

補足説明資料名称
工認添付書類

補足説明資料―

補足-1-1―

補足-1-2

工事計画認可申請における本文及び添付書類の作成要領について
技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書類との紐付き表

補足-1-1【工事計画認可申請における本文及び添付資料の作成要領について】

目次

１

工事計画認可申請における資料作成に当たっての基本的考え方

２

工事計画認可申請における要目表の作成要領

３

工事計画認可申請における基本設計方針の作成要領

４

工事計画認可申請に記載する適用基準及び適用規格について

５

工事計画認可申請に添付する添付書類の考え方について

６

工事計画認可申請における添付書類の作成要領

７

工事計画認可申請における添付図面の作成要領

８

共用設備の工認書類の扱いについて

９

参考資料

(1) 技術基準規則の新旧比較表(2) 設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

１ 工事計画認可申請における資料作成に当たっての基本的考え方【工事計画認可申請書に記載すべき内容】（本文）
・「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準規則」という。）」に適合させるために必要な詳細設計の内容
・「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下「設置許可基準規則」という。）」への適合性を確認するための設備の仕様を決定する
上での設計方針（設備と一体となって適合性を担保する運用を含む）を基にした詳細
設計の内容（添付書類）
・それらの具体的な考え方，実現方法及びその根拠
工事計画認可申請書の書類構成のイメージ図を別紙１に示す。
詳細設計の具体的な内容は以下の記載方針の通り。
本文記載箇所

記載方針
・「工事計画認可申請書に記載すべき内容」のうち，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」

1

要目表という。）」の「別表第二」（以下「別表第二」という。）の中欄に該当する設備について，発電用原子炉施設の種類ごとに定められた事項を記載する。
・「工事計画認可申請書に記載すべき内容」のうち，要目表で記載した以外について，以下の考え方で作成する。
設置許可基準規則

差分

技術基準規則及びその解釈(a)2

基本設計方針

必要に応じ

(a)

(b)

必要に応じ

基本設計方針(a) 設置変更許可本文記載の工事計画認可申請対象設備に関し

1-1

本文記載箇所

記載方針て，設置変更許可との整合性を確保する観点より設置許可基準規則に適合させるため「設備設計方針」や設備と一体となって適合性を担保するための「運用」を基にした詳細設計が必要な設計要求事項を記載する。
(b) 技術基準規則の本文・解釈への適合性の観点で，設置変更許可本文以外で詳細設計が必要な設計要求事項がある場合は，その理由を「各条文の設計の考え方」に明確にした上で記載する。
・自主的に設置したものは原則記載しない。
・基本設計方針は，必要に応じて並び替えることにより，技術基準規則の条文の並びとなるよう構成し，箇条書きとするなど表現を工夫する。また，適用する設備毎に記載する。
・作成にあたっては，必要に応じ，以下に示す考え方も反映し作成する。
設置変更許可本文記載事項のうち，「性能」を記載
している設計方針は，技術基準規則への適合性を確

2

基本設計方針保する上で，その「性能」を持たせるための手段を基①特定できるように記載する。

（手段のまた，技術基準規則への適合性の観点で，設置変明確化）

更許可本文に対応した事項以外に必要となる運用を付加する場合も同様の記載を行う。
なお，手段となる「仕様」が要目表で明確な場合は記載しない。
設置変更許可本文記載事項のうち「運用」は，「基
本設計方針」として，運用の継続的改善を阻害しない範囲で必ず遵守しなければならない条件がわか

基②
（運用の
担保先の
明確化）

る程度の記載を行うとともに，運用を定める箇所（ＱＭＳの二次文書で定める場合は「保安規定」を記載）の呼び込みを記載し，必要に応じ，当該施設に関連する別表第二に示す添付書類の中でその運用の詳細を記載する。
また，技術基準規則の本文・解釈への適合性の観点で，設置変更許可本文に対応した事項以外に必要となる運用を付加する場合も同様の記載を行う。

1-2

本文記載箇所

記載方針
設置変更許可本文で評価を伴う記載がある場合
は，工事計画にて担保する条件を以下のいずれかの方法を使い分けることにより記載する。
基③
（評価に
対する対
応）

ⅰ.

評価結果が示されている場合，評価結果を受けて必要となった措置のみを工事計画の対
象とする。
ⅱ.

今後評価することが示されている場合，評価する段階（設計又は工事）を明確にし，評価の方法及び条件，その評価結果に応じて取る
措置の両者を工事計画の対象とする。
・技術基準規則第 10 条など，要求事項が該当しな

基④
（該当し
ない条
文）
2

基本設計方針い条文については，該当しない旨の理由を記載する。
・条項号のうち，適用する設備がない要求事項は，「適合するものであることを確認する」という審査の観点を踏まえ，当該要求事項の対象となる設
備を設置しない旨を記載する。
技術基準規則の解釈等に示された指針・ＮＩＳＡ
文書・他省令の呼び込みがある場合は，以下の要領で記載を行う。
・設置時に適用される要求など，特定の版の使用が求められている場合は，引用する文書名及び版を識別するための情報（施行日等）を記載す

基⑤

る。

（指針等

・監視試験片の試験方法を示した規格など，条文の引用）

等で特定の版が示されているが，保守管理等の運用管理の中で評価する時点でエンドースされた最新の版による評価を継続して行う必要がある場合は，保安規定等の運用の担保先の表示に加え，当該文書名とそのコード番号（必要時）を記載する。
（例：ＪＥＡＣ４２０１－2007の「-2007」は記載しない。
）

1-3

本文記載箇所

記載方針
・解釈等に示された条文番号は，該当文書改正時に変更される可能性があることを考慮し，条文番号は記載せず，条文が特定できる表題（必要に応じ，上位の表題でも可能）で記載する。
（例）48 条解釈 4 号
原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令（平成二十四年経済産業省令第七十号）第四条から第十六条まで，第十九条から第二十八条まで及び第三十条から第三十五条までの規定は，設計基準対基⑤2

基本設計方針（指針等

象施設に施設する電気設備について準用す
る。
↓

の引用）

「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める省令」及びその解釈に定められた，感電，火災の防止，異常の予防
及び保護対策，電気的…。
・条件付の民間規格や設置変更許可の評価結果等を引用する場合は，可能な限りその条件等を文章として反映する（例１）。また，設置変更許可
申請書の添付を呼込む場合は，対応する本文のタイトルを呼込む（例２）。なお，文書名を呼込む場合においても「技術評価書」の呼込みは行わない（例３）。

1-4

本文記載箇所

記載方針（例 1）44 条解釈 2 号
第 1 号ハに規定する「漏えい試験ができる」とは，「漏えい率試験規程（ＪＥＡＣ４２０３－2008）」の規定に「日本電気協会「原子炉格
納容器の漏えい率試験規程（ＪＥＡＣ４２０３）」の適用に当たって（別記－8）」の要件を付した試験ができること。
↓
原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口
は，想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件に応じて，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験の
うちＢ種試験ができる設計とする。

基⑤2

基本設計方針（指針等の引用）（例 2）32 条解釈 1 号…原子炉の設置（変更）許可申請書（以下設置許可申請書という。）添付書類八に記載された仕様を満足するとともに，設置（変更）許可
申請書における評価条件と比較して非保守的な変更がないこと…。
↓
非常用炉心冷却設備は，設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基準
事故の評価条件を満足する設計とする。
（例 3）42 条解釈 4 号
第 42 条に規定する「生体遮蔽」及び遮蔽設計の具体的仕様に関する規定（第 2 項第 3 号
を除く。）は，日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規定」（ＪＥＡＣ４６１５－
2008）の事故時の遮蔽設計に係る事項を除き，
本文及び解説 4-5 に以下の条件を付したもの
によること。

1-5

本文記載箇所記載方針(1)

4.1.2 の適用に当たっては，「実効線量が1.3 mSv/3 か月以下となる区域は管理区域外として設定できる。
」を除き，…「超える区域」を「超えるおそれがある区域」…と読み替えるものとする。…（日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程（ＪＥＡＣ４６１５－2008）に関する技術評価

基⑤
2

基本設計方針書」（平成 23 年 3 月原子力安全・保安院，（指針等

原子力安全基盤機構取りまとめ））の引用）↓
遮蔽設計は，実効線量が 1.3 mSv/3 か月を超えるおそれがある区域を管理区域としたうえで,日本電気協会「原子力発電所
放射線遮へい設計規程（ＪＥＡＣ４６１
５）」の通常運転時の遮蔽設計に基づく設
計とする。

3

品質保証計画・設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する左欄の事項を，技術基準に従い記載する。

1-6

別紙１

工事計画認可申請書の書類構成について【申請書（要目表・基本設計方針他）の構成】【添付書類の構成】

施設別添付図面
・原子炉本体・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

設計及び工事に係る品質管理の方法等

核燃料物質
取扱施設
申請範囲の目次(1)

配置図を明示した図面

(2)
(3)

系統図
構造図

(4)

検出器の取付箇所を明示した図面・原子炉冷却系統施設

添付書類の目次
適用基準・規格

核燃料物質
取扱施設
補正を必要とする理由

共通添付図面変更の理由

・送電関係一覧図
・工場又は事業所の概要を示した地形図

基本設計方針（設備リスト含む）

補正書 鑑（工事計画の一部補正について）

・・

核燃料物質
取扱施設

工事工程表

計算機プログラムの概要

要目表

核燃料物質
取扱施設

・・

設計及び工事に係る品質管理の方法等

原子炉本体

・弁の強度計算書作成の基本方針

・・
・計算機プログラム（解析コード）の概要

原子炉本体

適用規格・基準
その他計算書

原子炉本体

・安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

基本設計方針（設備リスト含む）

・・

原子炉本体

強度に関する説明書

要目表

耐震性に関する説明書

施設別添付書類

別表の施設順に記載

・原子炉本体・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

・・・

共通添付書類
・発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書・発電用原子炉施設の自然現象等による損傷防止に関する説明書

・・

1-別 1-1

２

1.

工事計画認可申請における要目表の作成要領

目的
新規制基準対応設備のうち別表第二において設備別記載事項を記載する設備について，記載の統一及び一貫性を図ることを目的として要目表の作成要領を策定する。
なお，記載例については，別紙１に示す。

2.

具体的な要目表の作成方法

2.1 資料構成(1) 要目表の資料構成は以下とする。
a.

申請対象設備については，別表第二の記載順に記載する。

b.

要目表記載対象設備は「申請範囲」※1 により対象設備を明確化する。

c.

要目表は，1 設備につき 1 件とし，複数の設備（系統）区分※2 の機能を有する設備であっても要目表は 1 件とする。
※1：今回の手続き対象外で「記載の適正化のみ」を行う設備は，「申請範囲」に手続き対象外である旨を記載する。
（例）○○ポンプ（手続き対象外）※2：設備（系統）区分の記載について，設備名のみで対象が自明の場合は系統名を記載しなくても良い。（以下，各章においても同様。
）
2.2 要目表の記載方法(1) 施設に共通する記載a.

共用について(a) 東海第二発電所登録側の共用する設備の名称についての表記は以下とする。
要目表の記載方法
常設／

設備名称のあとに「（東海，東海第二発電所共用）」

可搬型を記載する。

記載例△△ポンプ（東海，東海第二発電所共用）(b) 共用に関する記載ルールについて「東海第二発電所登録側」に設備仕様一式を記載する。

2-1

b.

兼用について(a) 複数の設備（系統）区分で兼用する設備の記載方針①従前の規制より複数の設備（系統）区分の設計基準対象施設として使用しているもの（残留熱除去系ポンプ等）は，従前の規制手続きと同様に主たる機能に着目し，設計基準対象施設として「主たる設備（系統）区分」のみに記載する。
②新たな規制への対応のために複数の設備（系統）区分の設備として使用する以下のものは，「主となる設備（系統）区分」に加え「兼用先」にも記載する。
・既存の設計基準対象施設を他の設備（系統）区分の設計基準対象施設として新たに兼用するものは設計基準対象施設として「兼用先」に記載する。
・既存の設計基準対象施設を他の設備（系統）区分の重大事故等対処設備として新たに兼用するもの（ほう酸水注入ポンプ等）は重大事故等対処設備として「兼用先」に記載する。
（別紙１

記載例 １／１４ ：①参照）

・新たに追加設置した重大事故等対処設備を他の設備（系統）区分の重大事
故等対処設備として兼用するもの（格納容器圧力逃がし装置，常設低圧代
替注水ポンプ等）は重大事故等対処設備として「兼用先」に記載する。
（別紙１

記載例 ２／１４ ：①参照）(b) 複数の設備（系統）区分で兼用する設備の記載方法①複数の設備（系統）区分の機能を持つ設備を他の設備（系統）区分の設備として兼用するものは，「主となる設備（系統）区分」に「兼用先」の設備別記載
事項を追加し，注記を付記する。
②「兼用先」への記載は，文章にて「主となる設備（系統）区分」，「兼用すること」及び「設備（系統）名称」を記載する。
（別紙１

2-2

記載例 ３／１４ ：①参照）

③「新たに登録する場合」の表記として，「本工事計画で」の文章を記載することで新たな登録であることを示す。
（別紙１

記載例 ３／１４ ：②参照）④設備（系統）区分によって記載すべき仕様（揚程等）が異なるものについては，
その異なる仕様を一つの要目表にまとめて記載する。この場合，複数の仕様が併記されるため，該当する仕様に注記を付記し，対応する設備（系統）区分が明確になるように記載する。
（別紙１

記載例 ４／１４ ：①参照）(c) 「主となる設備（系統）区分」と「兼用先」の要目表の関連付け①「主となる設備（系統）区分」には，「兼用先」の「設備（系統）区分」がわかるように，また「兼用先」には，「主となる設備（系統）区分」がわかるように記載し，互いの関連付けを行う。
記載は，「主となる設備（系統）区分」の名称欄に注記を付記し，「兼用先」の全ての設備（系統）区分を記載する。
これにより，「兼用先」同士の関連性が明らかになるため，「兼用先」では，「主となる設備（系統）区分」のみを記載する。
（別紙１

記載例 ３／１４ ：③参照）②「主となる施設区分」と「兼用先」の施設区分が異なる場合は，「施設区分」も含んで記載し，「兼用先」が同一の施設である場合には，「施設区分」の記
載は行わない。
（別紙１

記載例 ２／１４ ：②参照）③「兼用する設備（系統）区分」については，別紙２の「要目表 兼用先一覧」
に従い兼用先を設定する。
(d) 「主となる設備（系統）区分」と同じ機器区分（容器，管等）が兼用先にない
場合①「兼用先」では異なる機器区分となるが，要目表として記載できる場合は，別紙２「要目表 兼用先一覧表」の「兼用する施設・設備（系統）区分」に従い兼用先を設定し，要目表に記載する。
②「兼用先」で要目表として記載できる機器区分がない場合，要目表には記載せ
2-3

ず，兼用先の施設の基本設計方針の「兼用設備リスト」に設備名を記載する。
(e) 情報提供系，サポート系（補機冷却系，換気空調系，電源系及び圧力逃がし装置の移送ポンプ及び配管）に関しては，施設区分の兼用はしない。
c.
(a)

変更前後の書き分け
新たな規制への対応のため工事計画の手続きが必要となる設備（以下①～⑦に示す設備）の要目表については，必要な仕様を「変更後」に記載し「変更前」は「－」を記載する。
（別紙１

記載例 ５／１４ ：①参照）

この際，既設の設備を変更後に記載する設備は，注記を付記し既設の設備である旨を記載する。この場合，注記を付記する位置については，設備全体が既設である場合は，原則代表して「名称」欄又は対象設備が複数の場合（例：火災区域
構造物・火災区画構造物）は「変更後」欄に 1 か所，一部の仕様に変更等がある
場合は該当する仕様個別に付記する。
（別紙１

記載例 ５／１４ ：②参照）①重大事故等対処設備として新たに追加設置した設備（別紙１

記載例 ２／１４ ：③参照）②従前の規制では工事計画の手続対象外であった既設設備を重大事故対処設備として新たに登録する設備又は新たに記載する仕様③設計基準対処施設として新たに工事計画の手続き対象となった設備又は仕様（別紙１

記載例 ５／１４ ：③参照）④既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として新たに登録する際に機器クラス区分が変更となることで要求事項（継手仕様等）が追加された設備⑤兼用設備として新たに登録する設備又は仕様（別紙１

記載例 １／１４ ：②参照）⑥既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用する設備のうち，重大事故等対処設備としての使用条件（温度，圧力等）が設計基準対象施設としての設計条件を超える仕様
2-4

（別紙１

記載例 ６／１４ ：①参照）⑦改造工事を行う設備（既工事計画書の本文記載事項の変更を伴うもの）(b) 従前の規制範囲内での記載の適正化を行う設備の仕様については，「変更前」に記載し「変更後」には「変更なし」を記載する。
(c) 従前の規制範囲と整合させるために非主配管化する範囲については，「変更前」に既工事計画書の値を記載し，「変更後」を「－」とした上で，注記を付記し「記載の適正化を行う」旨を記載する。
（別紙１
(d)

記載例 ７／１４ ：①参照）

重大事故等対処設備として既設の設計基準対象施設を使用する設備については「変更前」に仕様を記載し，「変更後」に「変更なし」と記載する。この場合，
当該設備がどちらの機能を有するかの識別は，基本設計方針の「主要設備リスト」
で行う。
（別紙１

記載例 １／１４ ：③参照）(e) 今回の手続き対象外で「記載の適正化のみ」を行う設備は，「変更前」に仕様を記載し，「変更後」に「変更なし」と記載した上で，名称欄に注記を付記し「手続き対象外」である旨を記載する。
また，「申請範囲」に手続き対象外である旨を記載する。
（例）○○ポンプ（手続き対象外）(f)

今回の手続きに関与しない設備については，要目表の記載の適正化は行わない。

(g) 記載の適正化として「変更前」に記載する際に，建設時の工事計画書等を出典として記載する場合において，既工事計画書本文に記載がないため添付書類又は添付図面を出典とする場合は，その添付書類又は添付図面が添付されている
既工事計画認可申請書の「認可年月日」，「認可番号」及び「添付書類又は添付図面の名称」を記載する。
既工事計画書の参考資料については，出典として使用しないこととする。
例：注記 ＊1：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内
容は，昭和○○年○○月○○日付け○○資庁第○○号にて認可された工事計画の○○による。
2-5

（別紙１
(h)

記載例 １／１４ ：④参照）

既工事計画書本文の記載事項の記載の適正化を行う場合は，これらの許認可情報は記載せず，「既工事計画書」の記載を注記に記載する。
例：注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「○○」と記載。
（別紙１

記載例 １／１４ ：⑤参照）(i) 既工事計画書に設備自体の記載がないものを「変更前」に記載する場合は，「名称」欄又は「変更前」欄に注記を付記し，その設備仕様一式そのものが既工事計画書に記載がないことを示す。
（別紙１

記載例 ８／１４ ：①参照）(j) 既工事計画書に記載された主配管の「区間」において「○○ポンプから△△配管合流部まで」などと記載されている場合は「○○ポンプ～△△配管合流部」と記載を修正する。ただし，「区間」の範囲の見直しを伴わない修正である
場合は注記を付記しない。
例：〇〇ポンプから△△配管合流部まで↓〇〇ポンプ～△△配管合流部(k) 工事計画書に記載のある機器等を廃止手続きする際の記載については，「変更後」に，「撤去」または「廃止」を記載する。なお，改造にあたって別表第一対
象外のポンプは変更後に「－」を記し，注記を付記する。
・「撤去」と記載する場合：今回の申請において機器等の撤去を行うもの。
・「廃止」と記載する場合：今回の申請においては、機器等の撤去は行わず，
廃止手続きを行うもの。
（別紙１

記載例

９／１４ ：①参照）（別紙１

記載例 １０／１４ ：①参照）(l) 別表第一に該当する取替対象設備については，「変更後」に取替えを実施する旨を注記に記載する。
（別紙１

2-6

記載例 １１／１４ ：①参照）

d.

同じ設備区分で同一機器を異なる用途で使用する場合の記載について
計測制御系統施設の原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の起動信号に記載される検出器のように，異なる用途に対し同一の検出器を使用する場合は兼用とはならないが，使用する全ての用途が明確となるよう，注記を付記し，互いの関連付けを行う。
（別紙１

e.
(a)

記載例 １２／１４ ：①参照）

重大事故等対処設備としての使用時における値について
既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用する設備のうち，重大事故等対処設備としての使用条件（温度，圧力）が設計基準対象施設としての設計条件を超える設備については，その超える部分の仕様を「変更後」に記載する。この際，上段を設計基準対象施設としての値，下段を重大事故等対処設備としての使用時における値とし，注記を付記して「重大事故等時における使用時の値」である旨を記載する。
（別紙１

記載例 ６／１４ ：②参照）(b) 重大事故等対処設備としてのみ使用する設備については，「最高使用圧力」及び「最高使用温度」（ポンプ等については「容量」，「揚程」も含む）の項目欄に注記を付して「重大事故等時における使用時の値」である旨を記載する。また，既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として新たに登録する際に，機器クラス区分が変更になることで，記載が追加された管継手についても重大事
故等対処設備としてのみ使用する設備として，「最高使用圧力」及び「最高使用温度」の項目欄に注記を付して「重大事故等時における使用時の値」である旨を
記載する。

f.

（別紙１

記載例 ２／１４ ：④参照）（別紙１

記載例 ４／１４ ：②参照）

設計確認値(a) ポンプ，熱交換器，容器等の容量，熱交換器等の伝熱面積及びＪＩＳ配管を除く配管等の厚さについては「設計確認値」及び「公称値」を記載する。ただし，設計図書等にて「設計確認値」が明記されていない場合は，「公称値」と同一値を記載する。
また，従来，「設計確認値」のみを記載していたものについては，原則，同一の値を「公称値」として記載する。
ただし，安全弁・逃がし弁のリフト量，主要弁の弁箱厚さ及び弁蓋厚さ等の機器仕様上の最小値を記載している場合は「設計確認値」のみ記載する。
2-7

（別紙１

記載例 １／１４ ：⑥参照）(b) 「設計確認値」及び「公称値」を併記する場合は，「設計確認値」の後に括弧を付して「公称値」を記載し，注記を付して「公称値」である旨を記載する。
（別紙１g.

記載例 １／１４ ：⑥参照）

材料記号の記載(a)

ＪＩＳ規格に基づく材料記号の記載（施設時のＪＩＳ規格に基づく材料記号を記載する。）①設備の施設以降に，ＪＩＳ規格改定により材料記号が変更されたものであっても，今回の申請において施設時のＪＩＳ材料記号を記載する。
②既設設備の一部に最新のＪＩＳ規格が使用されたものは，今回の申請において施設時のＪＩＳ材料記号と最新のＪＩＳ材料記号をそれぞれ記載する。

(b) ＪＩＳ規格以外を使用する材料記号の記載①企業のプライベート規格を使用している一般産業品については，使用している材料を総称する一般名を記載する。
h.

個数(a) 可搬型設備のうち技術基準規則上，予備を必要とする設備については，括弧外に必要数を記載し，括弧内に予備数を併記する。
（別紙１

記載例 ４／１４ ：③参照）

なお，可搬型の主配管については，後述の「(2) 個別設備の記載，b. 個別事項（配管），(c) 可搬型主配管」に示す。
i.

取付箇所

(a) 常設設備（可搬型設備のうち一部常設箇所を有する設備を含む。
）の取付箇所については「系統名（ライン名）」，「設置床」，「溢水防護上の区画番号」及び「溢水防護上の配慮が必要な高さ」を記載する。
①「属する系統の機能の独立性」の確認のため，要目表へ「系統名（ライン名）」を記載し，「系統図」との関連付けを行う。ポンプ A，B や弁 A，B，C 等の複数
機器を 1 件の要目表に記載する場合には，その機器毎に「系統名（ライン名）」
を記載する。なお，系統に接続されない機器（クレーン等）は「－」とする。
（詳細は別紙３参照）②「位置的分散」の確認のため，要目表へ「設置床」を記載し，「配置図」との2-8関連付けを行う。記載欄には「建屋名称」及び機器等の「設置床レベル」を記載する。
（詳細は別紙３参照）③「発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書」の「防護対象設備リスト」
及び「防護区画図面」との関連付けを行うため，要目表へ「溢水防護上の区画番号」を記載する。新規要求事項であるため「変更後」の欄に記載する。
なお，溢水防護の対象設備以外の機器は「－」とする。
（詳細は別紙３参照）④溢水防護上の配慮が必要となる機器等について，その機器が設置される区画のうち，機能喪失高さが最も低いものを選定した上で，裕度を設定して要目表へ「溢水防護上の配慮が必要な高さ」として記載する。
新規要求事項であるため「変更後」の欄に記載する。
なお，溢水防護の対象設備以外の機器は「－」とする。
（詳細は別紙３参照）(b) 可搬型設備の取付箇所については，「保管場所」及び「取付箇所」を記載する。
①屋外の可搬型設備の「保管場所」は，保管場所の設置床高さ及び保管場所が特定可能な記載とする。この場合，移動可能な設備であることを考慮し設置床高さには「約」を付記する。なお，設置床高さの表記方法については，設置変更
許可申請書に準じる。
（別紙１

記載例 ４／１４ ：④参照）②屋外の可搬型設備の「取付箇所」は，取付箇所の設置床高さ及び取付箇所が特定可能な記載とする。
（別紙１

記載例 ４／１４ ：⑤参照）③可搬型設備のうち一部常設箇所を有する設備については，一部常設箇所の「溢水防護上の配慮が必要な高さ」
を記載し，その旨が分かるよう注記を付記する。
④可搬型ホースについて，複数の敷設ルートがある場合には，敷設距離が最長となるルートについて注記で記載する。また，複数の長さのホースを組み合わせて使用する場合は，その内訳を注記で記載する。
（詳細は別紙４参照）

2-9

j.

ＳＩ単位換算(a)

既工事計画書に記載がある設備のうち，ＳＩ単位で記載されていないものについては，ＳＩ単位に換算した値を「変更前」に記載し，注記を付して「ＳＩ単位に換算した」旨を記載する。
（別紙１

k.

記載例 ７／１４ ：②参照）

使用前検査未完了の工事(a)

新規制施行前に工事の計画の認可又は届出した工事のうち，使用前検査に合格していないもので，今回の一体工事として手続きするものについては，「基本
設計方針の変更の工事」として扱う。この場合，「変更前」に認可又は届出後の仕様を記載し，注記で基本設計方針の変更である旨の記載を行う。
例：届出した工事
注記 ＊1：記載内容は，既工事計画書（平成○○年○○月○○日付け原発本第○○○号工事計画届出書）による。なお，本工事計画書は，届け出した工事計画に対して基本設計方針の変更を行うことに伴い申請するものである。

(b) 今回の一体工事として手続きしないものについては，別途，「工事計画」の「変更認可申請」，「変更届出」等の手続きを行う。そのため，これらに係る設備のう
ち今回の一体工事の手続きとして必要となるものは，要目表の「変更前」部分に「既に認可を受けた」工事計画の「変更前」の部分を記載するものとする。その場合において注記は記載しない。
l.

防護上の配慮が必要な設備(a)

耐震基準変更に伴う耐震Ｓクラス設備，共振の影響を受ける耐震Ｂクラス設
備，溢水防護上の配慮が必要となる防護対象設備，竜巻，火山又は外部火災等における防護対象であって別表第二の要目表対象設備の場合は，基準変更対応としての手続き対象設備として要目表に記載する。

m.
(a)

機能及び使用方法が同じ設備を複数台保有する場合の名称
再循環系ポンプや逃がし安全弁等，機能及び使用方法が同じ設備を複数保有する場合の名称は，「A」，「B」，「C」等の個体識別を記載せず，設備名称のみ記載
する。
（例）保有設備「再循環系ポンプ A，B」↓
要目表記載名称「再循環系ポンプ」
2-10

(b)

弁については弁番号で記載することとし，個体識別を付記した設備名称を記載する。なお，機能及び使用方法が同じ設備についてはまとめて記載する。
（例）要目表記載名称「E12-F017A,B」

n.

竜巻，内部溢水評価等の制約により分散配置を必要とする設備については，要目表の取付箇所（保管場所）欄に分散して保管する旨を記載する。
（可搬型代替注水
中型ポンプ等）(2) 個別設備の記載a.

個別事項（機器）(a)

工学的安全施設等の作動設定値において，既設の検出器を重大事故等対処設
備として兼用し，ロジック回路のみ新たに構成する場合については，「変更前」
を「－」とし，「変更後」に設備仕様を記載する。この場合，検出器は既設であること及び原子炉非常停止信号の検出器と兼用であることを注記する。

(b)

非常用電源設備以外のポンプ車等に付属するポンプ駆動用の燃料タンク（車付タンク）については，補機駆動用燃料設備に記載する。また，ディーゼル機関を駆動源とする消火ポンプの燃料タンクも同様とする。

(c) 「別表第二」記載事項のうち計測制御系統施設及び放射線管理施設に記載されている「警報装置を有する場合は，その動作範囲を付記すること。」については，
設計基準対象施設，重大事故等対処設備ともに技術基準規則で要求されている計測装置のみ適用し，警報動作を適用しない設備については，「－」とする。な
お，既工事計画書の記載の適正化を行う場合は，注記を付記して，警報動作を適用しない旨を記載する。
（別紙１
(d)

記載例 １３／１４ ：①参照）

中央制御室及び緊急時対策所の居住性評価において考慮する生体遮蔽装置について
中央制御室及び緊急時対策所の居住性評価において解析上遮蔽として考慮す
る壁等については，「中央制御室遮蔽」，「中央制御室待避室遮蔽」，「二次遮蔽」
又は「緊急時対策所遮蔽」として記載する。

2-11

b.

個別事項（配管）(a) 要目表名称
主配管については用途，使用範囲等の明確化のため，以下の範囲で名称を細分化する。
①設計基準対象施設のみの境界②重大事故等対処設備のみの境界③重大事故等対処設備として既設の設計基準対象施設を使用するもので，設計基準対象施設としての仕様から変更がない境界④重大事故等対処設備として既設の設計基準対象施設を使用するもので，設計基準対象施設としての仕様から変更がある境界⑤兼用設備の境界⑥耐震重要度分類Ｓクラスの境界⑦主配管と非主配管の境界(b) 管継手①既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として新たに登録する際に，機器クラス区分が変更になることで，記載が追加された管継手は「変更前」を「－」とし，「変更後」に管継手の仕様を記載し，注記で「既設」である旨を記載する。
また，上記のうち「Ｔ継手」については，重大事故等時に使用する流路に対して仕様を記載する。即ち，Ｔ継手の分岐部が設計基準対象施設上は主配管であっても，当該分岐部が重大事故等時に使用しない流路である場合は，当該Ｔ継手の分岐部は「－」とする。

ＤＢ／ＳＡ

ＤＢ／ＳＡ

ＤＢ／－

ＤＢ／ＳＡ

ＤＢ／ＳＡ

ＤＢ／ＳＡ

②既設の設計基準対象施設のクラス２配管の管継手に関しては，既工事計画書に記載されていないもので新規制においても主配管に該当する場合は，記載の適正化として「変更前」に管継手を追記し，その旨を注記で記載する。
2-12

③管にエルボを含む場合は，その厚さが配管と同等以上である旨を注記で記載する。
(c) 可搬型主配管①可搬型主配管のうち，可搬型ホースについては，接続する箇所が分かるような名称にするとともに，ホース 1 本当たりの長さを名称へ記載する。
（例）○○ライン△△用□□ m ホース（別紙１

記載例 １４／１４ ：①参照）②外径が記載できない可搬型主配管の外径については，呼び径を記載し，その旨を注記する。
（別紙１

記載例 １４／１４ ：②参照）③厚さが記載できない可搬型主配管の厚さは「－」を記載し，その旨を注記する。
注記 ＊1：メーカ仕様によるものとし，完成品として一般産業品の規格及び基準に適合するものであって，使用材料の特性を踏まえた上で，重大事故等時における使用圧力及び使用温度が負荷された状態において強度が確保できるものを使用する。
（別紙１

記載例 １４／１４ ：③参照）

・非常用発電装置の常設ホースの記載は，以下とする。
注記 ＊1：メーカ仕様によるものとし，「発電用火力設備に関する技術基準を定める省令」に基づき，規定の圧力まで昇圧した後，適切な時間保持したとき，これに耐え，また規定の圧力で点検を行ったとき，漏えいがないものを使用する。
④可搬型主配管の「個数」，「取付箇所」欄の記載について
可搬型主配管の「個数」欄及び「取付箇所」欄への記載方法を，別紙４に示す。なお，詳細な個数の内訳は「設備別記載事項の設定根拠に関する説明書」に記載する。

2-13

別紙１

要目表 作成例

2-別 1-1

記載例 １／１４
4

ほう酸水注入設備に係る次の事項②の例

4.1 ほう酸水注入系(1) ポンプの名称，種類，容量，揚程又は吐出圧力，最高使用圧力，最高使用温度，主要寸法，材料，個数及び取付箇所並びに原動機の種類，出力，個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。
）
・常設
変 更 前
名
類

－

容

量

m3/h/個（9.78＊4，＊5）
8.5 以上＊6

最 高 使 用 圧 力

MPa

最 高 使 用 温 度

℃

66＊7

（8.5＊4，＊6）
吐出側 9.66＊7

主 要 寸 法

ポ

込

内

径

mm

65.9＊4，＊7

吐

出

内

径

mm

38.4＊4，＊7

ケーシング厚さmm

たmm

1820＊4，＊8mm

2100＊4，＊8

さmm

1250＊4，＊8

ケ ー シ ン グ ＊9－

ケーシングカバー

－

数

－

ン

横
高

材 料

プ

個
系

統

名

（ ラ イ ン 名 ）取 付 箇 所

設

置

床

－

－

（11.8＊4，＊7）

ほう酸水

ほう酸水

注入ポンプ A

注入ポンプ B

ほう酸水

ほう酸水

注入系＊7

注入系＊7

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉棟

原子炉棟

画

番

号

溢 水 防 護 上 の配慮が必要な高さ③の例

EL.38.80 m＊7

EL.38.80 m
区

変更なし

2＊10

＊7

溢 水 防 護 上 の⑥の例

吸込側 1.04＊7

吸

て

①の例

9.78 以上

MPa

圧

ポンプ＊2

往復形＊3

力 ＊6

出

ほう酸水注入

ほう酸水注入ポンプ＊1

称

種

吐

変 更 後

－
－
－

2-別 1-2RB-5-3RB-5-3

EL.
39.26
m 以上

EL.
39.26
m 以上

（続き）
変 更 前

原 動 機

種

類

－

誘導電動機＊11

出

力

kW/個

37

個

数

－

2

所

－

ポンプと同じ＊7

取

付

箇

変 更 後

変更なし

①の例

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「ポンプ」と記載。
＊2：原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入系）
及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（ほう酸水注入系）と兼用する。
＊3：記載の適正化を行う。既工事計画書には「水平 3 連プランジャポンプ」と記載。記載内
容は，設計図書による。
＊4：公称値を示す。
＊5：記載の適正化を行う。既工事計画書には「163 /min」と記載。

⑥の例
⑤の例

＊6：記載の適正化を行う。既工事計画書には「全揚程 870 m」と記載。
＊7：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。
＊8：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，昭和 50 年 11 月 7 日
付け 50 資庁第 11107 号にて認可された工事計画の添付図面「第 3-18 図 ほう酸水注
入系ポンプ組立外形図」による。
＊9：記載の適正化を行う。既工事計画書には「接液部」と記載。
＊10：記載の適正化を行う。既工事計画書には「2（常用 1，予備 1）」と記載。
＊11：記載の適正化を行う。既工事計画書には「3 相誘導電動機」と記載。

2-別 1-3④の例

記載例 ２／１４
6.7③の例

低圧代替注水系(1)

ポンプの名称，種類，容量，揚程，又は吐出圧力，最高使用圧力，最高使用温度，主要寸法，材料，個数及び取付箇所並びに原動機の種類，出力，個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）

・常設
変 更 前
名

常設低圧代替注水系ポンプ ＊1

称

種

類

変 更 後

－

ターボ形
189 以上 ＊3150 以上 ＊4④の例

80 以上 ＊5
50 以上 ＊6量 ＊2

容m 3 /h/個

70 以上 ＊7
180 以上 ＊8
190 以上 ＊9147 以上 ＊10（200 ＊11）
105.9 以上 ＊3

ポ

121.2 以上 ＊4
109.1 以上 ＊5
65.8 以上 ＊6
程 ＊2

ン

揚

109.7 以上 ＊7m－145.4 以上 ＊8
129.8 以上 ＊9112.6 以上 ＊10

プ（200 ＊11）
吸込側

静水頭

吐出側

3.14

最 高 使 用 圧 力＊2

MPa

＊2

℃

66

最高使用温度込内径mm

199.9＊11

要

吐

出

内

径

mm

151.0＊11

ケーシング厚さmm（55.0 ＊11）

たmm

860＊11mm

2291＊11

さmm

1520＊11

材ケ ー シ ン グ－

料

ケ ー シ ン グ

寸

主

吸

て

法

横
高

カ

バ

ー

－

2-別 1-4

①の例

（続き）
変 更 前
個

数

変 更 後

－

2
常設低圧代替

系

統

名

ポ

取

－

（ライン名）

常設低圧代替

注水系ポンプ A

注水系ポンプ B

低圧代替注水低圧代替注水系

系

付

ン

設

置

床

－

箇

プ

所

溢水防護上の区

画番

常設低圧代替

注水系ポンプ室

注水系ポンプ室

EL.-18.50 m

EL.-18.50 m

－

－

号

常設低圧代替－溢水防護上の配慮が必要な
さ

種

類

－

誘導電動機

動

出

力

kW/個

190＊11

機

原

高

－

個

数

－

2

所

－

ポンプと同じ取
注記

付

箇＊1：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系），原子炉格納施設の うち圧力 低減設備 その他 の安全設備の原 子炉格納容器安全設備（代替格
納容器スプレイ冷却系，格納容器下部注水系及び低圧代替注水系）並びに核燃
料物 質の取扱 施設及び 貯蔵施 設のうち使用済 燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替
燃料プール注水系）と兼用。
＊2：重大事故等時における使用時の値を示す。
＊3：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）並びに原子炉格②の例

納施 設のうち 圧力低減 設備そ の他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低④の例
圧代替注水系）として使用する場合の値を示す。
＊4：原 子炉格 納施設 のうち圧 力低減 設備そ の他の安 全設備 の原子炉格納容 器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の値を示す。
＊5：原 子炉格 納施設 のうち圧 力低減 設備そ の他の安 全設備 の原子炉格納容 器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する場合の値を示す。
＊6：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃 料プール 注水系の うち使 用済燃料プール注水モード）として使用する場
合の値を示す。
＊7：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃 料プール 注水系の うち使 用済燃料プール スプレイモード）として使用する場合の値を示す。

2-別 1-5

2-別 1-6

記載例 ３／１４
6.9 代替水源供給設備(1) ポンプの名称，種類，容量，揚程又は吐出圧力，最高使用圧力，最高使用温度，主要寸法，材料，個数及び取付箇所並びに原動機の種類，出力，個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。
）
以下の設備は，非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）であり，非常用炉
心冷却設備その他の原子炉注水設備（代替水源供給設備）として本工事計画で兼用とする。
・可搬型

①の例

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ③の例

2-別 1-7②の例

記載例 ４／１４
・可搬型
変更前
名

可搬型代替注水大型ポンプ＊1

称

種

類

変更後

－

うず巻形
110 以上＊3
196 以上＊4，＊5
50 以上＊6

②の例
量＊2

容

70 以上＊7，＊8

m3/h/個

1338 以上＊9130 以上＊1080 以上＊11（1320＊12，1380＊13）
130 以上＊3，＊1059 以上＊4，＊6
53 以上＊4

程＊2

揚106 以上＊7m

ポ

140 以上＊8125 以上＊9ン－

121 以上＊11（140＊12，135＊13）プ

最 高 使 用 圧 力＊2

MPa

1.4

最 高 使 用 温 度＊2℃

60

主 要 寸 法

吸

込

口

径

mm

300＊12

吐

出

口

径

mm

250＊12てmm

1050＊12mm

1280＊12

さmm

525＊12

た
横
高

材 料

車

両

全

長

mm

11920＊12

車

両

全

幅

mm

2490＊12

車

両

高

さ

mm

3470＊12

ケ ー シ ン グ－

ダクタイル鋳鉄

2-別 1-8

①の例

（続き）
変更前
個

数

変更後

－

③の例

3（予備 2）
保管場所：
・可搬型重大事故等対処設備保管⑤の例場所（西側） EL.約 23 m
・可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側） EL.約 25 m
・可搬型重大事故等対処設備予備
機置場 EL.約 8 m

ポ

上記 3 箇所のうち，可搬型重大事

ン

－
取

付

箇

所

故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所－

プ（南側）にそれぞれ 1 台以上，合計
3 台以上保管するとともに，残り 2
台を 3 箇所のうちいずれかに保管す
る。

④の例

取付箇所：
・屋外 EL.約 8 m SA 用海水ピット付
近＊14・屋外 EL.約 8 m 代替淡水貯槽付
近＊15
原

種

類

－

動

出

力

kW/個

機

ディーゼル機関

個

847
－

取

付

箇

数

－

3（予備 2）所－

ポンプと同じ

注記 ＊1：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系，原子炉建屋放水設備及び代替水源供給設備）及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ系，格納容器下部
注水系，低圧代替注水系，原子炉建屋放水設備及び代替水源供給設備）と兼用する。
＊2：重大事故等時における使用時の値を示す。

②の例＊3：本系統及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替注水系）で使用する場合の値を示す。
＊4：本系統，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

2-別 1-9（代替燃料プール注水系）及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）を同時に実施する場合の値を示す。
＊5：非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設備（代替水源供給設備），核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系（代替水源供給設備）又は原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）として使用する場合の値を示す。
＊6：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系（代替燃料プール注水系）における燃料プール注水として使用する場合の値を示す。
＊7：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系（代替燃料プール注水系）における常設スプレイヘッダによる燃料プールスプレイとして使用する
場合の値を示す。
＊8：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系（代替燃料プール注水系）における可搬型ノズルによる燃料プールスプレイとして使用する場合の値を示す。
＊9：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系（原子炉建屋
放水設備）又は原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備（原子炉建屋放水設備）として使用する場合の値を示す。
＊10：原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の値を示す。
＊11：原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する場合の値を示す。
＊12：公称値を示す。
＊13：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備）及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）として使用する場合の公称値を示す。
＊14：本系統並びに非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プー
ル注水系，原子炉建屋放水設備及び代替水源供給設備）及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ系，
格納容器下部注水系，低圧代替注水系，原子炉建屋放水設備及び代替水源供給設備）として使用する場合を示す。
＊15：本系統並びに非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プー
ル注水系及び代替水源供給設備）及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ系，格納容器下部注水系，
低圧代替注水系及び代替水源供給設備）として使用する場合を示す。

2-別 1-10

記載例 ５／１４

変 更 前
名

変 更

後

ろ過水貯蔵タンク＊1

称

種

類

－

たて置円筒形容量m3/個

1500 以上（1500＊2）

最

高

使

用

圧

力

MPa

静水頭

最

高

使

用

温

度

℃

50

径

mm

13560＊2

胴内

6.0（6.0＊2）
胴

板

厚

さ

8.0（8.0＊2）mm

主9.0（9.0＊2）

要

屋

根

底

板

板

厚
厚

さ

mm

4.0（4.5＊2）

さmm

12.0（12.0＊2）

寸
法
材

出

口

管

台

外

径

mm

318.5＊2

出

口

管

台

厚

さ

mm

17.4＊2

側マンホール管台外径mm

628.0＊2

側マンホール管台厚さmm

側マンホールふた厚さ

mm

高

さ

mm

胴

板

－

SS400

板

－

SS400

板

－

SS400

側 マ ン ホ ー ル ふ た

－

SS400

数

－

1

名
）

－

床

－

屋外 EL.11.00 m

の
号

－

－

溢 水 防 護 上 の
配 慮 が 必 要 な 高 さ

－

－

屋

根

料

底

個

付

設

箇

溢
区

所

取

系
（

統
ラ

イ

ン

名

置
水

防
画

護 上
番

8.4（9.0＊2）－

15.3（16.0＊2）①の例

13262＊2

ろ過水貯蔵タンク消火系

注記 ＊1：本設備は既存の設備である。
＊2：公称値を示す。

③の例

2-別 1-11②の例

記載例 ６／１４ロ

原子炉格納容器スタビライザの名称，種類，最高使用温度，主要寸法，材料及び個数
変

名

変

格納容器間）
－

鋼管式

度

℃

171

径

mm

355.6＊ 2

さ ＊3

mm

35.7＊ 4（35.7＊2 ）mm

50.0＊ 5（50.0＊2， ＊5 ）mm

130.0＊ 5（130.0＊ 2， ＊ 5）－

STKS1Bト－

SM41B＊ 5

内 側 メ イ ル シ ア ラ グ

－

数

－

高

使

用

温

主

管
要

管

外
厚

ガ セ ッ ト プ レ

ー

寸

厚

ト
さ

法

内 側 メ イ ル シ ア ラ グ

材

厚

さ
管

ガ セ ッ ト プ レ
料

個

ー

更

後

変更なし

類

最

注記

前

スタビライザ（しゃへい壁～

称

種

更

②の例

変更なし
200

＊1

①の例

変更なし

SGV480 相当（ASME SA-516 Gr.70）＊5
16＊1：重大事故等時における使用時の値を示す。

①の例＊2：公称値を示す。

＊3：記載の適正化を行う。既工事計画書には「肉厚」と記載。
＊4：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，昭和50年10月6日付
け50資庁第8314号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-22

スタビライザの強度計算書」による。
＊5：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。

2-別 1-12

記載例 ７／１４
4.6 主蒸気隔離弁漏えい抑制系(8) 主配管の名称，最高使用圧力，最高使用温度，外径，厚さ及び材料
変前

8.7＊2，＊3

STPT49＊3

61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4/－

10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5/－

S25C＊3

60.5

8.7＊2

STPT42②の例

61.1＊3，＊4

10.9＊3，＊5

S25C＊3302

61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4

10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5

S25C＊3114.3

8.6＊2，＊6

STPT42＊8

弁 B22-F028～
低圧マニホールド B
入口配管分岐点

＊1

8.62

～

89.1

7.6＊2

STPT42

60.5

8.7＊2

STPT4261.1＊3，＊4/34.5＊3，＊4

10.9＊3，＊5/8.0＊3，＊5

S25C＊3

34.0

6.4＊2

STPT4234.5＊3，＊4/34.5＊3，＊4/－

8.0＊3，＊5/8.0＊3，＊5/－

S25C＊334.5＊3，＊4

8.0＊3，＊5

S25C＊3系

系

弁 E32-F002(E，F，G，H)

302

料

－＊9

①の例

制

制
～

8.62

材

STPT42＊3

抑抑入口配管分岐点＊1

S30C＊3いい低圧マニホールド B

厚 さ
(㎜)

え

え

＊10

外 径
(㎜)

漏

漏

114.3＊3/114.3＊3/－（15.0＊2，＊
3
）
＊2，＊3
8.6
/8.6＊2，＊3/－

最高使用温度
(℃)

弁

弁

91＊3

最高使用圧力(MPa)

変更なし

サプレッション・
チェンバ

称

離

離

60.5＊3

名

後

隔

隔

材 料

気

気

厚 さ
(㎜)

更

主

蒸

外 側 主 蒸 気 隔 離 弁 漏 え い 水 処 理 配 管

主

外 径＊2
(㎜)

最高使用圧力 最高使用温度
(MPa)
(℃)

称

変

蒸

名

更

変更なし

2-別 1-13

（続き）
変

更

材 料

60.5

8.7＊2,

STPT42

10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5/－

S25C＊3

弁 B22-F028 と61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4/－

弁 B22-F098 間の61.1＊3，＊4

10.9＊3，＊5

S25C＊3主蒸気管

61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4/61.1＊3，＊4

10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5/10.9＊3，＊5

S25C＊3114.3

8.6＊2，＊6

STPT42低圧マニホールド A

302

8.62

サプレッション・

114.3＊3/114.3＊3/－

チェンバ

7.6＊2,

STPT4260.5

8.7＊2,

STPT4210.9/8.0＊3，＊5

S25C＊334.0

6.4＊2,

STPT4234.5＊3，＊4

8.0＊3,＊5

S25C＊334.5＊3，＊4/34.5＊3，＊4/－

8.0＊3，＊5/8.0＊3，＊5/－

S25C＊3

変更なし

制

制

302

61.1
/34.5＊3，＊4

抑抑8.62＊1

＊3，＊5

－＊9

い

い
入口配管分岐点

STPT42＊3

ええ低圧マニホールド A

S30C＊3

89.1

＊3，＊4

＊10

（15.0＊2,＊
3）
8.6＊2，＊3/8.6＊2，＊3
/－

材 料

漏

漏

91＊3

厚 さ
(㎜)

弁

弁

～

外 径
(㎜)

離

離

入口配管分岐点

最高使用温度
(℃)

変更なし

隔

隔

＊1

最高使用圧力
(MPa)

気

気

～

称

後

蒸

蒸

主蒸気隔離弁外側漏えい水処理配管

主

＊7

名

更

主

厚 さ
(㎜)

称

最高使用温度
(℃)

変

外 径
(㎜)

名

最高使用圧力
(MPa)

前
＊2

～
系

系

弁 E32-F002(A，B，C，D)

注記 ＊1：ＳＩ単位に換算したもの。
＊2：公称値を示す。

②の例＊3：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は設計図書による。
＊4：差込み継手の差込み部内径を示す。
＊5：差込み継手の最小厚さを示す。
＊6：エルボにあっては，管と同等以上の厚さのものを選定。
＊7：記載の適正化を行う。既工事計画には「主蒸気隔離弁と主蒸気隔離弁漏洩抑制系止め弁間の主蒸気管よりサプレッションチェンバまで」と記載。
＊8：記載の適正化を行う。既工事計画には「原子炉格納容器外側主蒸気隔離弁よりサプレッションチェンバまで」と記載。
＊9：当該ラインについては，主配管に該当しないため，記載の適正化を行う。
＊10：記載の適正化を行う。既工事計画には「上記配管より低圧マニホールド及びベントスタックまで」と記載。

①の例

2-別 1-14

記載例 ８／１４①の例(2) 機器搬出入口の名称，主要寸法及び個数
変 更 前

主要寸法
個

称

原子炉建屋大物搬入口

横mm

5400×4900＊1，＊2

数

－

1＊1

名

た

て

×

変更後
＊1

変更なし

注記 ＊1：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。

＊2：公称値を示す。

①の例

2-別 1-15

記載例 ９／１４(2) ポンプの名称，種類，容量，揚程又は吐出圧力（真空ポンプにあっては到達真空度），
最高使用圧力，最高使用温度，主要寸法，材料及び個数並びに原動機の種類，出力及び
個数
変 更
名

称

前

うず巻形＊1類－

容量m3/h/個

（26.2＊3）

揚

程＊4

m

（21.6＊3）

用

圧

力

MPa

1.32＊5

最

高

使

用

温

度

℃

100＊5

吸

込

内

径

mm

80＊3，＊6

吐

出

内

径

mm

80＊3，＊6

寸

プ

使

要

ン

高

主

ポ

最

た

て

mm

105＊3，＊6mm

525＊3，＊6

さmm

380＊3，＊6

ケ ー シ ン グ＊7

－

FC25

個

数

－

2

種

類

－

誘導電動機＊8

出

力

kW/個

5.5＊3

個

数

－

2

法

高

後

廃液フィルタ保持ポンプ

種

横

変 更

撤去

材料

① の例

原 動 機

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「横軸単段うず巻ポンプ」と記載。
＊2：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。
＊3：公称値を示す。
＊4：記載の適正化を行う。既工事計画書には「全揚程」と記載。
＊5：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，昭和49年6月
4日付け49資庁第4363号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-2

液体固体廃棄物処理施設の耐震性についての計算書」のうち，「Ⅲ-2-2-1 設計条件」による。
＊6：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，昭和49年6月
4日付け49資庁第4363号にて認可された工事計画の添付図面「第3-27図 ポンプ外形
図組立断面図（横軸型ポンプその３）」による。
＊7：記載の適正化を行う。既工事計画書には「胴体」と記載。
＊8：記載の適正化を行う。既工事計画書には「三相誘導電動機」と記載。

2-別 1-16

記載例 １０／１４
変 更 前
名

称

廃液フィルタ保持ポンプ
うず巻形＊1

種

類

－

容

量

m3/h/個

（26.2＊3）

揚

程＊4

m

（21.6＊3）

ポ

最

高

使

用

圧

力

MPa

1.32＊5

最

高

使

用

温

度

℃

100＊5

プ

主 要 寸 法

ン

吸

込

口

径

mm

80＊3，＊6

吐

出

口

径

mm

80＊3，＊6てmm

105＊3，＊6mm

525＊3，＊6

さmm

380＊3，＊6

ケ ー シ ン グ＊7

－

FC25

個

数

－

2

種

類

－

誘導電動機＊8

出

力

kW/個

5.5

個

数

－

2

た
横
高

変 更 後

－＊9

材料

①の例

原 動 機

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「横軸単段うず巻ポンプ」と記載。
＊2：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。
＊3：公称値を示す。
＊4：記載の適正化を行う。既工事計画書には「全揚程」と記載。
＊5：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，昭和49年6月
4日付け49資庁第4363号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-2

液体固体廃棄物処理施設の耐震性についての計算書」のうち，「Ⅲ-2-2-1 設計条件」による。
＊6：既工事計画書に記載がないため，記載の適正化を行う。記載内容は，昭和49年6月
4日付け49資庁第4363号にて認可された工事計画の添付図面「第3-27図 ポンプ外形
図組立断面図（横軸型ポンプその3）」による。
＊7：記載の適正化を行う。既工事計画書には「胴体」と記載。
＊8：記載の適正化を行う。既工事計画書には「三相誘導電動機」と記載。
＊9：撤去対象設備であるため記載を削除する。

①の例

2-別 1-17

記載例 １１／１４
3遮断器に係る次の事項(1) 遮断器の種類，電圧，電流，遮断電流，遮断時間，個数及び取付箇所
変 更
名

称

前

変 更

後＊6

線路用 275kV 遮断器＊1

変更なし

①の例
種

類

－

屋内用空気しゃ断器

ガス遮断器

電

圧

kV＊2

300

変更なし

電

流

A

4000

変更なし

遮

断

電

流 ＊3

kA＊4

31.5＊4

50

遮

断

時

間 ＊5

サイクル＊5

2＊5

変更なし

数

－

2

変更なし

－

線路用 275kV 遮断器

変更なし

個
系

統

名

取

（ ラ イ ン 名 ）

付

設

置

床

箇

溢 水 防 護 上 の

所

区

画

番

号

溢 水 防 護 上 の配慮が必要な高さ－

275kV 超高圧開閉所
EL.8.20 m＊5

変更なし

－
－

－

－

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「線路用２７５ＫＶしゃ断器」と記載。
＊2：記載の適正化を行う。既工事計画書には「ＫＶ」と記載。
＊3：記載の適正化を行う。既工事計画書には「しゃ断容量」と記載。
＊4：記載の適正化を行う。既工事計画書には「１５，０００ＭＶＡ」と記載。記載内容は設計図書による。
＊5：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は設計図書による。
＊6：線路用 275kV 遮断器については取替えを実施する。

① の例

2-別 1-18

記載例 １２／１４

①の例

①の例

2-別 1-19

記載例 １３／１４

ロ

原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測する装置の名称，検出器の種類，計測範囲，取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し，監視・記録の場所を付記すること。）及び個数

・常設
変 更 前
名
検

称
出

計
警

器

の

測
報

種

範

動

作

系

範

統

モニタ（Ｄ／Ｗ）

格納容器雰囲気放射線＊1

モニタ（Ｓ／Ｃ）＊1

類

－

電離箱

囲

Sv/h

10-2～105 ＊2

囲

Sv/h

10-2～105 ＊3

－

－

名

取
付

2-別 1-20（ ラ イ ン 名 ）
設

置

床

－

箇
所

溢 水 防 護 上 の画

番

号

溢 水 防 護 上 の配慮が必要な高さ
数

①の例
－＊4

＊5

（監視・記録は中央制御室）＊5
RB-3-5＊6－－

RB-3-6＊7

－
－
－

変更なし

EL.2.00 m

EL.20.30 m（監視・記録は中央制御室）

変更なし

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋原子炉棟

区

個

格納容器雰囲気放射線

変 更 後

EL.20.70 m 以上
2＊8

2＊8

変更なし

－

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「原子炉格納容器モニタ」と記載。
＊2：ＳＩ単位に換算したもの。
＊3：記載の適正化を行う。既工事計画書には「計測範囲内で可変」と記載。
＊4：警報動作が要求される検出器ではないため，記載の適正化を行う。

①の例＊5：記載の適正化を行う。既工事計画書には「ドライウェル及びサプレッションチェンバ（監視記録部は中央制御室）」と記載。
＊6：対象計器は RE-D23-N003B＊7：対象計器は RE-D23-N003A＊8：記載の適正化を行う。既工事計画書には「4」と記載。

2-別 1-21

記載例 １４／１４ヌ

主配管（スプレイヘッダを含む。）の名称，最高使用圧力，最高使用温度，外径，厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し，可搬型の場合は，個数及び取付箇所を付記すること。）

・可搬型
変
最高使用
名称

圧

力

（MPa）

更

最高使用
温

度

（℃）

前

外径

厚さ

（mm）

（mm）

変
材料

個数

取付

名

箇所

称

最高使用

最高使用

圧

温

力

（MPa）

度

（℃）

更

外径

厚さ

（mm）

（mm）

後
材料

個数

取付箇所

保管場所：
・可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）

③の例

①の例

EL. 約 25 m

ポリウレ
放水砲用 5 m，50 m
ホース＊1

1.4＊2

60＊2

300 A＊3

－＊4

＊5

タン，ポ

58

リエステ

（予備 4）

ル
原子炉建屋放水設備

原子炉建屋放水設備－

EL. 約 23 m
・可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）上記 2 箇所のどちらか 1 箇所に 58 本及び予備 4 本以上保管する。
取付箇所：

②の例

・屋外 EL. 約 8 m 可搬型代替注水大型ポン
プ～屋外 EL. 約 8 m 放水砲（58 本＊6）
保管場所：

220

＊8

－

＊4

・可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）CAC406EL.約 23 m，・可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）
EL.約 25 m
放水砲

＊1，＊7

1.0

＊2

60

＊2

1
216.3＊88.2＊8SUS304TP②の例（予備 1）

上記 2 箇所にそれぞれ 1 個保管する。
取付箇所：

318.5＊8

10.3＊8

SUS304TP

・屋外 EL.約 8 m 原子炉建屋周辺
（1 個）

③の例
注記 ＊1：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備）と兼用する。
＊2：重大事故等時における使用時の値を示す。
＊3：メーカにて規定する呼び径を示す。
＊4：メーカ仕様によるものとし，完成品として一般産業品の規格及び基準に適合するものであって，使用材料の特性を踏まえた上で，重大事故等時における使用圧力及び使用温度が負荷された状態において強度が確保できるものを使用する。
＊5：必要本数 58 本（5 m：20 本，50 m：38 本）及び予備各 2 本の数量を示す。
＊6：最長ルートである「可搬型代替注水大型ポンプ（SA 用海水ピット付近）から放水砲（原子炉建屋南側）」に敷設した場合（5 m：20 本，50 m：38 本）の本数を示す。
＊7：放水砲寸法（公称値）：たて 4680 mm，横 1920 mm，高さ 2140 mm＊8：公称値を示す。
2-別 1-22

別紙２

要目表 兼用先一覧

2-別 2-1

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

炉心シュラウド

設備区分

施設区分

1 原子炉本体

2 炉心

イ 炉心
シュラウド
(5) 炉心支及びシュラ −
持構造物
ウドサポー
ト

主たる登録区分
系統名−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-2

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

シュラウドサポート

設備区分

施設区分

1 原子炉本体

2 炉心

イ 炉心
シュラウド
(5) 炉心支及びシュラ −
持構造物
ウドサポー
ト

主たる登録区分
系統名−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-3

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

上部格子板

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分

施設区分

2 炉心

(5) 炉心支 ロ 上部格
持構造物
子板

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-4

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

炉心支持板

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分

施設区分

2 炉心

(5) 炉心支 ハ 炉心支
持構造物
持板

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-5

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

中央燃料支持金具

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分

施設区分

2 炉心

(5) 炉心支 ニ 燃料支
持構造物
持金具

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-6

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

周辺燃料支持金具

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分

施設区分

2 炉心

(5) 炉心支 ニ 燃料支
持構造物
持金具

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-7

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

制御棒案内管

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分

施設区分

2 炉心

(5) 炉心支 ホ 制御棒
持構造物
案内管

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（炉心形状維持として基去系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（炉心形状維持として基スプレイ系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（炉心形状維持として基離時冷却系)
本設計方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（炉心形状維持として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（炉心形状維持として基
注水系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（炉心形状維持として基冷却系)
本設計方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（炉心形状維持として基注入系)
本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（炉心形状維持として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（炉心形状維持として基替注水系)
本設計方針に記載）

2-別2-8

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

原子炉圧力容器施設区分

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分(1) 原子炉
4 原子炉圧圧力容器本 −
力容器
体

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
監視試験片の種類
初装荷個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
監視試験片の種類
初装荷個数
取付箇所

兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（注水先として基本設計
去系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（注水先として基本設計
スプレイ系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心
（注水先として基本設計
スプレイ系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔
（注水先として基本設計
離時冷却系)
方針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（注水先として基本設計
系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（注水先として基本設計
注入系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（注水先として基本設計
注水系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替
（注水先として基本設計
注水系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（注水先として基本設計
冷却系)
方針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（注水先として基本設計
注入系)
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（注水先として基本設計
替注水系)
方針に記載）

2-別2-9

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

差圧検出・ほう酸水注入管（ティーよりN10ノズルまでの 1 原子炉本体外管）

ジェットポンプ

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

残留熱除去系配管（原子炉圧
力容器内部）

主たる登録区分系統名

設備区分(3) 原子炉 チ 差圧検
4 原子炉圧圧力容器付 出・ほう酸 −
力容器
属構造物
水注入配管

1 原子炉本体(4) 原子炉
4 原子炉圧
二 ジェッ
圧力容器内
力容器
トポンプ
部構造物

1 原子炉本体(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部構造物
部配管

1 原子炉本体

1 原子炉本体−(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部構造物
部配管

(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部配管
部構造物

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（流路として基本設計方
注入系)
針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（流路として基本設計方
注入系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（流路として基本設計方
針に記載）

−

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（流路として基本設計方
去系)
針に記載）

−

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心（流路として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心（流路として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替（流路として基本設計方
注水系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（流路として基本設計方
替注水系)
針に記載）

−

−

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（流路として基本設計方
系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替（流路として基本設計方
注水系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（流路として基本設計方
冷却系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（流路として基本設計方
替注水系)
針に記載）

−
（流路として基本設計方
針に記載）

2-別2-10

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）

低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）

差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）

使用済燃料プール

使用済燃料貯蔵ラック

スキマサージタンク

自動減圧機能用アキュムレー
タ

施設区分

1 原子炉本体

1 原子炉本体

1 原子炉本体

主たる登録区分
系統名

設備区分(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部構造物
部配管

(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部構造物
部配管

(4) 原子炉 ホ スパー
4 原子炉圧
圧力容器内 ジャ及び内 −
力容器
部構造物
部配管

2 核燃料物質の取扱施 3 新燃料貯 (1) 使用済−
設及び貯蔵施設
蔵設備
燃料貯蔵槽(3) 使用済
2 核燃料物質の取扱施 3 新燃料貯
燃料貯蔵−
設及び貯蔵施設
蔵設備
ラック

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施(5) スキマ
料貯蔵槽冷−設及び貯蔵施設
サージ槽
却浄化設備

4 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材の循環 (3)容器
設備

−

−

−

−

−

−

−

−

設備別記載事項
名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）
名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
種類
主要寸法
材料
個数

兼用する登録区分
設備区分

施設区分
6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心（流路として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心（流路として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.7 低圧代替（流路として基本設計方
注水系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4(7.3.6.10 低圧代（流路として基本設計方
替注水系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.5 ほう酸水
（流路として基本設計方
注入系)
針に記載）

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水
−
注入設備

−

−

−
4.10(4.4.1 ほう酸水
（流路として基本設計方
注入系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.4 ほう酸
水注入系)−（流路として基本設計方
針に記載）

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 −
設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

−

2.4(2.4.2 代替燃料
プール注水系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 −
設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

−

2.4(2.4.3 代替燃料
プール冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 −
設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

−

2.4(2.4.2 代替燃料
プール注水系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 −
設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

−

2.4(2.4.3 代替燃料
プール冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）−

名称
種類
2.4.3 代替燃料プー 容量
ル冷却系
主要寸法
材料
個数

−

4.10（4.8.2 非常用
窒素供給系）

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

名称
種類
2.4.1 燃料プール冷 容量
却浄化系
主要寸法
材料
個数

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施(5) スキマ
料貯蔵槽冷−設及び貯蔵施設
サージ槽
却浄化設備

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

4 計測制御系統施設−

3.4.1 主蒸気系

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

−

系統名

8 制御用空−気設備−−（流路として基本設計方
針に記載）

2-別2-11

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

残留熱除去系熱交換器

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分系統名

設備区分

5 残留熱除 (2) 熱交換
−
去設備
器

−

設備別記載事項

名称種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
伝熱面積
主要寸法
材料
個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
伝熱面積
主要寸法
材料
個数
取付箇所

兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（熱交換器機能として基系)
本設計方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（熱交換器機能として基冷却系)
本設計方針に記載）

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
伝熱面積
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
伝熱面積
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
伝熱面積
主要寸法
材料
個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
ロ 熱交換
設備その他 格納容器安器の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
ロ 熱交換
設備その他 格納容器安器の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
ロ 熱交換
設備その他 格納容器安器の安全設備 全設備

2-別2-12

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

残留熱除去系ポンプA，B

残留熱除去系ポンプC

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分系統名

設備区分

5 残留熱除(3) ポンプ −去設備

5 残留熱除(3) ポンプ −
去設備

−

−

設備別記載事項

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法3.5.1 残留熱除去系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法3.5.1 残留熱除去系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.4 低圧注水系

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

3.11（3.6.8 代替循
環冷却系）−（流路として基本設計方
針に記載）

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.2 格納容器ス 主要寸法
プレイ冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設−

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.3 サプレッ
主要寸法
ション・プール冷却
材料
系
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−−
7.4（7.3.6.6 代替循
（流路として基本設計方
環冷却系）
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.4 低圧注水系

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-13

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分

6 非常用炉心冷却設備 (4) ろ過装−
その他原子 置
炉注水設備

6 非常用炉心冷却設備 (4) ろ過装
3 原子炉冷却系統施設−
その他原子 置
炉注水設備

残留熱除去系ストレーナA，B

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除 (5) ろ過装
−
去設備
置

−

名称
種類
容量
最高使用圧力3.5.1 残留熱除去系 最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

残留熱除去系ストレーナC

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除 (5) ろ過装
−
去設備
置

−

名称
種類
容量
最高使用圧力3.5.1 残留熱除去系 最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
ト ろ過装
設備その他 格納容器安置の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
ト ろ過装
設備その他 格納容器安置の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
ト ろ過装
設備その他 格納容器安置の安全設備 全設備

6 非常用炉心冷却設備 (4) ろ過装−
その他原子 置
炉注水設備

系統名

設備別記載事項
名称種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

3.6.4 低圧注水系

−

名称
種類
容量
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却
最高使用温度
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス
最高使用温度
プレイ冷却系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
7.3.6.3 サプレッ
最高使用圧力ション・プール冷却 最高使用温度
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷
最高使用温度
却系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

3.6.4 低圧注水系

2-別2-14要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

E12-F025A，B

3 原子炉冷却系統施設(6) 安全弁
5 残留熱除及び逃がし −
去設備
弁

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.5.1 残留熱除去系 主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

兼用する登録区分
設備区分

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

E12-F025C

3 原子炉冷却系統施設(6) 安全弁
5 残留熱除及び逃がし −
去設備
弁

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

設備別記載事項
名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

−

3.6.4 低圧注水系

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.6.8 代替循環冷却
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉 チ 安全弁
設備その他 格納容器安 及び逃がし −の安全設備 全設備
弁

名称
種類
吹出圧力
吹出量
7.3.6.2 格納容器ス
主要寸法
プレイ冷却系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉 チ 安全弁
設備その他 格納容器安 及び逃がし −の安全設備 全設備
弁

名称
種類
吹出圧力
吹出量
7.3.6.6 代替循環冷
主要寸法
却系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.5.1 残留熱除去系 主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

系統名

名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

−

3.6.4 低圧注水系

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.6.7 低圧代替注水
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉 チ 安全弁
設備その他 格納容器安 及び逃がし −の安全設備 全設備
弁

名称
種類
吹出圧力
吹出量
7.3.6.10 低圧代替注
主要寸法
水系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

2-別2-15

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

高圧炉心スプレイ系ストレーナ

E21-F018

常設高圧代替注水系ポンプ

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

6 非常用炉心冷却設備 (4) ろ過装−
その他原子 置
炉注水設備

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

−

−

設備別記載事項

名称種類
容量
最高使用圧力3.6.1 高圧炉心スプ
最高使用温度
レイ系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.6.2 低圧炉心スプ
主要寸法
レイ系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.6 高圧代替注水 主要寸法
材料
系
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

兼用する登録区分
設備区分

6 非常用炉心冷却設備 (4) ろ過装−
その他原子 置
炉注水設備

−

系統名

設備別記載事項
名称種類
容量
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水
最高使用温度
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注
最高使用温度
水系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.6.7 低圧代替注水
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉 チ 安全弁
設備その他 格納容器安 及び逃がし −弁の安全設備 全設備

名称
種類
吹出圧力
吹出量
7.3.6.10 低圧代替注
主要寸法
水系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.9 高圧代替注 主要寸法
水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉
ト ろ過装
設備その他 格納容器安置の安全設備 全設備

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

−

2-別2-16要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

7 原子炉格納施設

常設低圧代替注水系ポンプ

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所
7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.2 代替燃料プー 主要寸法
ル注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.5 代替格納容 主要寸法
器スプレイ冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.7 格納容器下 主要寸法
部注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.10 低圧代替注 主要寸法
水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-17

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

可搬型代替注水大型ポンプ（次頁へ続く）3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(3) ポンプ −去設備

5 残留熱除(3) ポンプ −
去設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.2 代替燃料プー 主要寸法
ル注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.4 原子炉建屋放 主要寸法
水設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.5 代替水源供給 主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力 主要寸法
材料
逃がし装置
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.5.4 代替水源供給 主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-18

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分（前頁からの続き）

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設（次頁へ続く）6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.9 代替水源供給 主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.5 代替格納容 主要寸法
器スプレイ冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.7 格納容器下 主要寸法
部注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.10 低圧代替注 主要寸法
水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.11 原子炉建屋 主要寸法
放水設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-19

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分（前頁からの続き）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

系統名

設備別記載事項
名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.12 代替水源供 主要寸法
給設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.1 格納容器圧力逃がし装置)−（ポンプ機能として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.2 代替水源供給設備)−（ポンプ機能として基本設計方針に記載）

2-別2-20

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (2) ポンプ −設及び貯蔵施設
却浄化設備

可搬型代替注水中型ポンプ（次頁へ続く）3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(3) ポンプ −去設備

5 残留熱除(3) ポンプ −去設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.2 代替燃料プー 主要寸法
ル注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
2.4.5 代替水源供給 主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力 主要寸法
逃がし装置
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.5.4 代替水源供給 主要寸法
材料
設備
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.9 代替水源供給 主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-21

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分（前頁からの続き）

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.5 代替格納容 主要寸法
器スプレイ冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.7 格納容器下 主要寸法
部注水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.10 低圧代替注 主要寸法
水系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.12 代替水源供 主要寸法
給設備
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.1 格納容器圧力逃がし装置)−（ポンプ機能として基本設計方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.2 代替水源供給設備)−（ポンプ機能として基本設計方針に記載）

2-別2-22

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）兼用する登録区分
設備区分

施設区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (4) 貯蔵槽 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (4) 貯蔵槽 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(3) 貯蔵槽 −
その他原子
炉注水設備

代替淡水貯槽6 非常用炉
心冷却設備(3) 貯蔵槽 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
3.6.7 低圧代替注水
主要寸法
系
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

系統名

設備別記載事項−

名称
種類
2.4.2 代替燃料プー 容量
ル注水系
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
2.4.5 代替水源供給 容量
設備
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
3.6.9 代替水源供給
主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.2 格納容器
（貯蔵槽として基本設計
圧力逃がし装置)方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.4 代替水源（貯蔵槽として基本設計
供給設備)
方針に記載）−

名称種類
容量
7.3.6.5 代替格納容 最高使用圧力
最高使用温度器スプレイ冷却系
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
7.3.6.7 格納容器下 最高使用圧力
最高使用温度
部注水系
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
7.3.6.10 低圧代替注 最高使用圧力
最高使用温度
水系
主要寸法
材料
個数

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

−

名称
種類
容量
7.3.6.12 代替水源供 最高使用圧力
給設備
最高使用温度主要寸法
材料
個数

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.1 格納容器圧力逃がし装置)−（貯蔵槽として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.2 代替水源供給設備)−（貯蔵槽として基本設計
方針に記載）

2-別2-23

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）兼用する登録区分
設備区分

施設区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (4) 貯蔵槽 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (4) 貯蔵槽 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(3) 貯蔵槽 −
その他原子
炉注水設備

西側淡水貯水設備

6 非常用炉
心冷却設備(3) 貯蔵槽 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
3.6.7 低圧代替注水
主要寸法
系
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

系統名

設備別記載事項−

名称
種類
2.4.2 代替燃料プー 容量
ル注水系
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
2.4.5 代替水源供給 容量
設備
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
3.6.9 代替水源供給
主要寸法
設備
材料
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.2 格納容器
（貯蔵槽として基本設計
圧力逃がし装置)方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.4 代替水源（貯蔵槽として基本設計
供給設備)
方針に記載）−

名称種類
容量
7.3.6.5 代替格納容 最高使用圧力器スプレイ冷却系
最高使用温度
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
7.3.6.7 格納容器下 最高使用圧力
部注水系
最高使用温度
主要寸法
材料
個数

−

名称
種類
容量
7.3.6.10 低圧代替注 最高使用圧力
最高使用温度
水系
主要寸法
材料
個数

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

−

名称
種類
容量
7.3.6.12 代替水源供 最高使用圧力
給設備
最高使用温度主要寸法
材料
個数

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.1 格納容器圧力逃がし装置)−（貯蔵槽として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.2 代替水源供給設備)−（貯蔵槽として基本設計
方針に記載）

2-別2-24

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

代替循環冷却系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (1) ポンプ −
備

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.8 代替循環冷却 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.7.1 原子炉隔離時 主要寸法
冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

施設区分

7 原子炉格納施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

ほう酸水注入ポンプ

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水(1) ポンプ −
注入設備

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
4.4.1 ほう酸水注入 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所
7 原子炉格納施設

兼用する登録区分
設備区分

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備(1) ポンプ −
その他原子
炉注水設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ハ ポンプの安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.6 代替循環冷 主要寸法
却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.3 原子炉隔離時 主要寸法
冷却系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
3.6.5 ほう酸水注入 主要寸法
系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
揚程又は吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.4 ほう酸水注 主要寸法
入系
材料
個数
取付箇所
原動機の種類
出力個数
取付箇所2-別2-25

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

ほう酸水貯蔵タンク

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水(2) 容器
注入設備

−

−

名称
種類
容量
最高使用圧力4.4.1 ほう酸水注入
最高使用温度
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

C41-F029A，B

4 計測制御系統施設(3) 安全弁
4 ほう酸水及び逃がし −
注入設備
弁

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

系統名

設備別記載事項

−

名称
種類
容量
最高使用圧力3.6.5 ほう酸水注入
最高使用温度
系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.6.4 ほう酸水注
最高使用温度
入系
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
吹出圧力
吹出量
3.6.5 ほう酸水注入
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 圧力低減 (6) 原子炉 チ 安全弁
設備その他 格納容器安 及び逃がし −の安全設備 全設備
弁

名称
種類
吹出圧力
吹出量
7.3.6.4 ほう酸水注
主要寸法
入系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

6 非常用炉
心冷却設備(2) 容器
その他原子
炉注水設備

−

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

名称
種類
吹出圧力
吹出量
4.4.1 ほう酸水注入
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

兼用する登録区分
設備区分

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ホ 容器の安全設備 全設備

6 非常用炉(5) 安全弁
心冷却設備
及び逃がし −
その他原子
弁
炉注水設備

2-別2-26

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

格納容器床ドレンサンプ

非常用ガス処理系排気筒

施設区分

主たる登録区分系統名

設備区分

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体(7) 貯蔵槽 −
施設
廃棄物処理
設備

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体 (16) 排気施設
廃棄物処理 筒設備−

キャスク搬出入用出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

サイトバンカトラックエリア
出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

−

−

設備別記載事項

名称種類
容量5.2.2.2 床ドレン処 主要寸法
理系
材料
個数
漏えい防止のための制御
方法

名称
種類
5.2.4 その他（排気
主要寸法
筒）
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度主要寸法
材料
個数
漏えい防止のための制御
方法

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

−

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

系統名

設備別記載事項

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヘ 貯蔵槽の安全設備 全設備

−

名称
種類
容量
7.3.6.8 ペデスタル 最高使用圧力
排水系
最高使用温度主要寸法
材料
個数

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.3 耐圧強化
（流路として基本設計方
ベント系)
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.2 非常用ガス処理系)−（流路として基本設計方
針に記載）

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

名称
種類
主要寸法
材料
個数

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料兼用する登録区分
設備区分

施設区分

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

2-別2-27

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分系統名

設備区分

廃棄物処理建屋機器搬出入用
出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

雑固体ドラム搬出入用出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

ドラム搬入室出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

廃棄物処理建屋出入口(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

−

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

−

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

系統名

設備別記載事項

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

2-別2-28

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

焼却設備機器搬出入用出入口

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分(2) 原子炉
格納容器本
体外に設置
される流体
状の放射性
廃棄物を内
5 放射性廃棄物の廃棄 3 堰その他 包する容器
−
施設
の設備
からの流体
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

−

設備別記載事項

名称
主要寸法
材料
5.3.1 その他（堰）取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所
床面及び壁面の塗装の範
囲及び材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

系統名

−

設備別記載事項

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

2-別2-29

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

原子炉格納容器施設区分

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分(1) 原子炉
1 原子炉格
格納容器本 −
納容器
体

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（注水先として基本設計
去系)
方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.2 格納容器
（排出元として基本設計
圧力逃がし装置)方針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.3 耐圧強化
（排出元として基本設計
ベント系)
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.6.3.2 格納容器スプレイ冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.3 サプ
レッション・プール
冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.6.3.5 代替格
納容器スプレイ冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.7 格納容器下部注水系)−（注水先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.5 窒素ガ
ス代替注入系)−（注入先として基本設計
方針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
−
がし装置
の安全設備

−

7.4(7.3.9.1 格納容器圧力逃がし装置)−（排出元として基本設計
方針に記載）

2-別2-30

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（次頁へ続く）施設区分

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分(1) 原子炉
1 原子炉格
格納容器本 −
納容器
体

−

−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.1 残留熱除（水源として基本設計方
去系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.1 高圧炉心
（水源として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.2 低圧炉心（水源として基本設計方
スプレイ系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.3 原子炉隔（水源として基本設計方
離時冷却系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.4 低圧注水
（水源として基本設計方
系)
針に記載）

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.6 高圧代替
（水源として基本設計方
注水系)
針に記載）

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備
−
その他原子
炉注水設備

−

−

−
3.11(3.6.8 代替循環
（水源として基本設計方
冷却系)
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.2 格納容器スプレイ冷却系)−（水源として基本設計方
針に記載）

2-別2-31要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

系統名

設備別記載事項（前頁からの続き）

7 原子炉格納施設

原子炉建屋原子炉棟

7 原子炉格納施設(1) 原子炉
1 原子炉格
格納容器本 −
納容器
体(1) 原子炉
2 原子炉建建屋原子炉 −
屋
棟

−

−

−

−

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
設計漏えい率
主要寸法
材料
個数

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.3 サプ
レッション・プール
冷却系)−（水源として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.6 代替循
環冷却系)−（水源として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 −の安全設備 全設備−

7.4(7.3.6.9 高圧代
替注水系)−（水源として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.1 非常用ガス再循環系)−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.2 非常用ガス処理系)−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.4 水素濃度抑制系)−（流路として基本設計方
針に記載）

2-別2-32

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

原子炉建屋大物搬入口

原子炉建屋エアロック

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

2 原子炉建 (2) 機器搬−
屋
出入口

2 原子炉建 (3) エア
屋
ロック

−

−

−

−

−

設備別記載事項

名称
主要寸法
個数

名称
主要寸法
個数

設備別記載事項（全項目）

名称
主要寸法
個数

名称
主要寸法
個数

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

系統名

設備別記載事項−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.1 非常用ガス再循環系)−（流路として基本設計方
針に記載）−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.2 非常用ガス処理系)

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.4 水素濃度抑制系)−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.1 非常用ガス再循環系)−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
−
設備その他
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.1 原子炉
建屋ガス処理系)
7.4(7.3.7.1.2 非常用ガス処理系)−（流路として基本設計方
針に記載）

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.4 水素濃度抑制系)−（流路として基本設計方
針に記載）

2-別2-33

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

2-26B-12

施設区分

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ニ 主要弁の安全設備 気設備−

設備別記載事項

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
7.3.8.1 不活性ガス
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

2-26B-10

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ニ 主要弁の安全設備 気設備−

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

圧力開放板

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ロ 主要弁
がし装置
の安全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃 ハ 圧力開
設備その他
がし装置
放板
の安全設備

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(7) 主要弁 −去設備−

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除−去設備−−
3.11(3.5.3 耐圧強化
（ＳＡ時操作弁として基ベント系)
本設計方針に記載）−

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧
主要寸法
力逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

−

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ロ 主要弁
がし装置
の安全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(7) 主要弁 −
去設備

−

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力
主要寸法
逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除−去設備−−
3.11(3.5.3 耐圧強化
（ＳＡ時操作弁として基ベント系)
本設計方針に記載）−

名称種類
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧
主要寸法
力逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

SA14-F001A,B

系統名

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力
主要寸法
逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

7 原子炉格納施設

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
7.3.8.1 不活性ガス
主要寸法
系
材料
駆動方法
個数
取付箇所

兼用する登録区分
設備区分

施設区分

−

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ロ 主要弁
がし装置
の安全設備

−

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧
主要寸法
力逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
駆動方法
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(7) 主要弁 −
去設備

−

名称
種類
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力
主要寸法
逃がし装置
材料
駆動方法
個数
取付箇所

−

設定破裂圧力主要寸法7.3.9.1 格納容器圧
材料
力逃がし装置個数
取付箇所

設定破裂圧力
主要寸法
材料
個数
取付箇所

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除−去設備−−
3.11(3.5.2 格納容器
（圧力開放板機能として
圧力逃がし装置)
基本設計方針に記載）−

2-別2-34

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
イ 容器
がし装置
の安全設備

−

フィルタ装置7 原子炉格納施設

軽油貯蔵タンクA

軽油貯蔵タンクB

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

3 圧力低減(9) 圧力逃 ヘ フィル
設備その他
がし装置
ター
の安全設備

−

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

−

−

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧
最高使用温度力逃がし装置
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
7.3.9.1 格納容器圧 効率
力逃がし装置
主要寸法
個数
取付箇所

名称
種類
効率
主要寸法
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.1 非常用
最高使用温度ディーゼル発電装置
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.1 非常用
最高使用温度ディーゼル発電装置
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

兼用する登録区分
設備区分

施設区分

系統名

設備別記載事項

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除
−
去設備

−

−

−
3.11(3.5.2 格納容器
（容器機能として基本設
圧力逃がし装置)
計方針に記載）7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
−
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

7.4(7.3.7.5 窒素ガ
ス代替注入系)

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除−去設備−−
3.11(3.5.2 格納容器
（フィルター機能として
圧力逃がし装置)
基本設計方針に記載）

−

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.3 常設代替高最高使用温度
圧電源装置
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
8.1.2.2 高圧炉心ス 最高使用圧力
プレイ系ディーゼル 最高使用温度
主要寸法
発電装置
材料
個数
取付箇所

−

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.3 常設代替高最高使用温度
圧電源装置
主要寸法
材料
個数
取付箇所

−

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−
（流路として基本設計方
針に記載）

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

2-別2-35

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

施設区分

格納容器圧力逃がし装置格納
槽点検用水密ハッチA

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

格納容器圧力逃がし装置格納
槽点検用水密ハッチB

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチA,B

常設代替高圧電源装置用カル
バート原子炉建屋側水密扉

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

原子炉建屋原子炉棟水密扉

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

原子炉建屋付属棟東側水密扉

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

原子炉建屋付属棟西側水密扉

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

原子炉建屋付属棟南側水密扉

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水−
原子炉建屋付属棟北側水密扉1
の附属施設
施設
防護設備

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水−
原子炉建屋付属棟北側水密扉2
の附属施設
施設
防護設備

津波・構内監視カメラ

主たる登録区分
系統名

設備区分

3 浸水防護8 その他発電用原子炉 5 浸水防護施設の基本 −
の附属施設
施設
設計方針

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

名称
種類
主要寸法
材料

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

−

−

−

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 2 内郭浸水 (1) 防水区
−
の附属施設
施設
防護設備
画構造物

4 計測制御系統施設

発電用原子 2 中央制御
炉の運転を 室機能及び管理するた 中央制御室 −めの制御装 外原子炉停
置
止機能

−

系統名

設備別記載事項

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

名称
種類
主要寸法
材料
取付箇所

−

−

2-別2-36

要目表（機器）兼用先一覧

機器名称

可搬型設備用軽油タンク

タンクローリ

貯留堰

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

8 その他発電用原子炉 6 補機駆動
1 燃料設備 (2) 容器
の附属施設
用燃料設備

8 その他発電用原子炉 6 補機駆動
1 燃料設備 (2) 容器
の附属施設
用燃料設備

8 その他発電用原子炉 7 非常用取1 取水設備 −
の附属施設
水設備

−

−

−

−

−

−

設備別記載事項

名称種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

設備別記載事項（全項目）

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
主要寸法
材料
個数
取付箇所

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

名称
種類
容量
主要寸法
材料
個数

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

系統名

設備別記載事項

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.5 可搬型代替
最高使用温度
低圧電源車
主要寸法
材料
個数
取付箇所

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.6 窒素供給装最高使用温度
置用電源車
主要寸法
材料
個数
取付箇所

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.5 可搬型代替
最高使用温度
低圧電源車
主要寸法
材料
個数
取付箇所

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ロ 容器
の附属施設
源設備
電装置
備

名称
種類
容量
最高使用圧力8.1.2.6 窒素供給装最高使用温度
置用電源車
主要寸法
材料
個数
取付箇所

8 その他発電用原子炉 5 浸水防護 1 外郭浸水
−
の附属施設
施設
防護設備

−

−

名称
種類
主要寸法
材料

2-別2-37

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

スキマサージタンク〜
代替燃料プール冷却系配管
分岐点

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

代替燃料プール冷却系配管
合流点〜
残留熱除去系及び燃料プー
ル冷却系配管合流点

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

残留熱除去系及び燃料プー
ル冷却系配管合流点〜
使用済燃料プール

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

低圧代替注水系低圧炉心ス
プレイ系配管分岐点〜
代替格納容器スプレイ冷却系配管A系分岐点

主たる登録区分
系統名−

名称
最高使用圧力2.4.1 燃料プール冷 最高使用温度
却浄化系
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力4 使用済燃最高使用温度2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −−外径
設及び貯蔵施設
却浄化設備
厚さ
材料

設備別記載事項
名称
最高使用圧力2.4.3 代替燃料プー 最高使用温度
ル冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力2.4.1 燃料プール冷 最高使用温度
却浄化系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

名称
最高使用圧力2.4.3 代替燃料プー 最高使用温度
ル冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力2.4.1 燃料プール冷 最高使用温度
却浄化系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

名称
最高使用圧力2.4.3 代替燃料プー 最高使用温度
ル冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
外径
部注水系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

代替格納容器スプレイ冷却系配管A系分岐点〜
代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分
岐点

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

原子炉圧力容器〜
再循環系ポンプ吸込管分岐点

3 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材再循環 (3) 主配管 −設備

再循環系ポンプA，B吐出管
合流点〜
マニホールド管

3 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材再循環 (3) 主配管 −設備

マニホールド管

3 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材再循環 (3) 主配管 −設備

マニホールド管〜
ジェットポンプへの供給管

3 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材再循環 (3) 主配管 −
設備

設備別記載事項

名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.3.1 原子炉冷却材 最高使用温度
再循環系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.3.1 原子炉冷却材 最高使用温度
再循環系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.3.1 原子炉冷却材 最高使用温度
再循環系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.3.1 原子炉冷却材 最高使用温度
再循環系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

系統名2-別2-38要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

原子炉圧力容器〜
原子炉隔離時冷却系主蒸気
管分岐点

4 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材の循環 (8) 主配管 −設備−

3.4.1 主蒸気系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

弁B22-F040〜
アキュムレータ窒素供給配管分岐点

自動減圧機能用アキュム
レータ〜
アキュムレータ窒素供給配管分岐点

4 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材の循環 (8) 主配管 −設備

4 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材の循環 (8) 主配管 −設備

アキュムレータ窒素供給配管分岐点
4 原子炉冷〜3 原子炉冷却系統施設 却材の循環 (8) 主配管 −弁B22-F013B，C，F，H，K，
設備
L，R

−

−

−

3.4.1 主蒸気系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3.4.1 主蒸気系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3.4.1 主蒸気系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

4 計測制御系統施設

4 計測制御系統施設

4 計測制御系統施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ストレーナA〜
サプレッション・チェンバ

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
給系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
給系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
外径
給系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-39

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ストレーナB〜
サプレッション・チェンバ

残留熱除去系ストレーナC〜
サプレッション・チェンバ

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

サプレッション・チェンバ〜弁E12-F004A

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-40

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

弁E12-F004A〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −残留熱除去系ポンプA吸込管
去設備
合流点

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ポンプA吸込管
合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
残留熱除去系ポンプA−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-41

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

サプレッション・チェンバ〜弁E12-F004B

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

弁E12-F004B〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −残留熱除去系ポンプB吸込管
去設備
合流点

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-42

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ポンプB吸込管
合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
残留熱除去系ポンプB−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ポンプA〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −残留熱除去系熱交換器Aバイ
去設備
パス管分岐点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-43

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系熱交換器Aバイ
パス管分岐点5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
残留熱除去系熱交換器A−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系ポンプB〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −残留熱除去系熱交換器Bバイ
去設備
パス管分岐点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-44

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系熱交換器Bバイ
パス管分岐点5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
残留熱除去系熱交換器B−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系熱交換器A〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −
A系統代替循環冷却系ポンプ
去設備
吸込管分岐点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-45

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分系統名

設備区分

A系統代替循環冷却系ポンプ
吸込管分岐点5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
残留熱除去系熱交換器A出口
管合流点−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備
残留熱除去系熱交換器A出口
管合流点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
A系統代替循環冷却系ポンプ
吐出管合流点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

A系統代替循環冷却系ポンプ
吐出管合流点5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
A系統ドライウェルスプレイ
配管分岐点

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
外径
プレイ冷却系
厚さ
材料−−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-46

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

A系統ドライウェルスプレイ
配管分岐点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
A系統テスト配管分岐点

A系統テスト配管分岐点〜
低圧代替注水系残留熱除去
系配管A系合流点

低圧代替注水系残留熱除去
系配管A系合流点〜
A系統原子炉注水管分岐点

A系統原子炉注水管分岐点〜
格納容器スプレイヘッダA（ドライウェル側）

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分系統名

設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

−

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.2 格納容器ス
プレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.3 サプレッ
ション・プール冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.2 格納容器ス
プレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.2 格納容器ス
プレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.5 代替格納容器スプレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.2 格納容器ス
プレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度
外径器スプレイ冷却系
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-47

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

残留熱除去系熱交換器B〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −B系統代替循環冷却系ポンプ
去設備
吸込管分岐点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備
B系統代替循環冷却系ポンプ
吸込管分岐点5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
残留熱除去系熱交換器B出口
管合流点

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備
残留熱除去系熱交換器B出口
管合流点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
B系統代替循環冷却系ポンプ
吐出管合流点−名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

2-別2-48

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

B系統代替循環冷却系ポンプ
吐出管合流点5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
B系統テスト配管分岐点

B系統テスト配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −B系統サプレッション・チェ
去設備
ンバスプレイ配管分岐点

B系統サプレッション・チェ
ンバスプレイ配管分岐点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
低圧代替注水系残留熱除去
系配管B系合流点

低圧代替注水系残留熱除去
系配管B系合流点〜
格納容器スプレイヘッダB（ドライウェル側）

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分系統名

設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

−

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
外径
プレイ冷却系
厚さ
材料−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.2 格納容器ス
プレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.5 代替格納容器スプレイ冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

2-別2-49

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分系統名

設備区分

残留熱除去系熱交換器Aバイ
パス管分岐点5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
残留熱除去系熱交換器A出口
管合流点−

3.5.1 残留熱除去系

残留熱除去系熱交換器Bバイ
パス管分岐点5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
残留熱除去系熱交換器B出口
管合流点−

3.5.1 残留熱除去系

サプレッション・チェンバ〜弁E12-F004C

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備−

3.5.1 残留熱除去系

弁E12-F004C〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −残留熱除去系ポンプC吸込管
去設備
合流点

−

3.5.1 残留熱除去系

残留熱除去系ポンプC吸込管
合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
残留熱除去系ポンプC−

3.5.1 残留熱除去系

残留熱除去系ポンプC〜
低圧代替注水系残留熱除去
系配管C系合流点−

3.5.1 残留熱除去系

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

低圧代替注水系残留熱除去
系配管C系合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
C系統低圧注水系配管分岐点

C系統低圧注水系配管分岐点
5 残留熱除(8) 主配管 −〜3 原子炉冷却系統施設
去設備
弁E12-F042C−−

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
心冷却設備
最高使用温度3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
その他原子
外径
炉注水設備
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-50

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

A系統テスト配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −A系統サプレッション・チェ
去設備
ンバスプレイ配管分岐点

A系統サプレッション・チェ
ンバスプレイ配管分岐点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
A系統代替循環冷却系テスト
配管合流点

A系統代替循環冷却系テスト
配管合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
サプレッション・チェンバ

B系統テスト配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −B系統代替循環冷却系原子炉
去設備
注水配管合流点

B系統代替循環冷却系原子炉
注水配管合流点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
B系統原子炉停止時冷却系配
管分岐点

−

−

−

−

−

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-51

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

B系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
B系統低圧注水系配管分岐点

B系統低圧注水系配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −B系統代替循環冷却系テスト
去設備
配管合流点

B系統代替循環冷却系テスト
5 残留熱除配管合流点
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備〜
サプレッション・チェンバ−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度外径
厚さ
材料

A系統ドライウェルスプレイ
配管分岐点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
A系統原子炉停止時冷却系配管分岐点−

A系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
A系統代替循環冷却系原子炉
注水配管合流点−

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.4 低圧注水系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.8 代替循環冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.3 サプレッ
ション・プール冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.3 サプレッ
ション・プール冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.3 サプレッ
ション・プール冷却系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.4 低圧注水系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.4 低圧注水系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

A系統代替循環冷却系原子炉
注水配管合流点
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −〜去設備
弁E12-F042A−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

系統名

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-52

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

B系統低圧注水系配管分岐点
5 残留熱除
〜3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −去設備
弁E12-F042B

A系統サプレッション・チェ
ンバスプレイ配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −格納容器スプレイヘッダ
去設備（サプレッション・チェン
バ側）
B系統サプレッション・チェ
ンバスプレイ配管分岐点〜
5 残留熱除
3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −格納容器スプレイヘッダ
去設備（サプレッション・チェンバ側）

弁E12-F042A〜
弁E12-F041A

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

弁E12-F041A〜
原子炉圧力容器

3.6.4 低圧注水系−

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

系統名

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.4 低圧注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
外径
却系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-53

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

弁E12-F042B〜
弁E12-F041B

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

弁E12-F041B〜
原子炉圧力容器3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

弁E12-F042C〜
弁E12-F041C

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-54

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

弁E12-F041C〜
原子炉圧力容器3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

耐圧強化ベント系配管分岐点〜
格納容器圧力逃がし装置配管分岐点

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

3.5.3
ト系

名称
最高使用圧力
耐圧強化ベン 最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

7 原子炉格納施設

高圧炉心スプレイ系スト
レーナ〜
サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ〜
高圧炉心スプレイ系ポンプ
吸込管分岐点6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

−

名称
最高使用圧力3.6.1 高圧炉心スプ 最高使用温度
外径
レイ系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.1 高圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
外径
力逃がし装置
厚さ
材料−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-55

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

低圧代替注水系低圧炉心ス
プレイ系配管合流点〜
弁E21-F005

弁E21-F005〜
弁E21-F006

弁E21-F006〜
原子炉圧力容器

施設区分

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

原子炉隔離時冷却系タービ
ン入口蒸気管分岐点〜
常設高圧代替注水系タービ
ン

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

常設高圧代替注水系タービ
ン〜
原子炉隔離時冷却系タービ
ン排気管合流点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ
吸込管分岐点〜
常設高圧代替注水系ポンプ

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

常設高圧代替注水系ポンプ〜
原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出管合流点6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力3.6.2 低圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.2 低圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.2 低圧炉心スプ 最高使用温度
外径
レイ系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-56

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

代替淡水貯槽〜
常設低圧代替注水系ポンプ

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

常設低圧代替注水系ポンプ〜
低圧代替注水系配管合流点

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
外径
ル注水系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-57

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

低圧代替注水系配管合流点〜
代替格納容器スプレイ冷却系配管B系分岐点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

代替格納容器スプレイ冷却系配管B系分岐点〜
格納容器下部注水系配管分
岐点

格納容器下部注水系配管分
岐点〜
代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点

代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点〜
低圧代替注水系残留熱除去
系配管C系合流点

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

−

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
外径
ル注水系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

−

−

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
外径
水系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-58

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

原子炉建屋西側接続口〜
高所接続口配管合流点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

高所接続口配管合流点〜
低圧代替注水系配管合流点

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

原子炉建屋東側接続口〜
低圧代替注水系低圧炉心ス
プレイ系配管分岐点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

−

−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
外径
部注水系
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-59

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称
低圧代替注水系低圧炉心ス
プレイ系配管分岐点〜
低圧代替注水系低圧炉心ス
プレイ系配管合流点

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

主たる登録区分
系統名

設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力最高使用温度7 原子炉格納施設
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

高所西側接続口及び高所東側接続口〜
高所接続口配管合流点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力2.4.2 代替燃料プー 最高使用温度
ル注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-60

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

3 原子炉冷却系統施設

取水用5mホース3 原子炉冷却系統施設（次頁へ続く）6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 外径
厚さ
系
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.2 代替燃料プー 外径
ル注水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.4 原子炉建屋放 外径
水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.5 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力 外径
逃がし装置
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.4 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.9 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.5 代替格納容 外径器スプレイ冷却系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.7 格納容器下 外径
部注水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.10 低圧代替注 外径
水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

2-別2-61

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分（前頁からの続き）

7 原子炉格納施設

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 外径
系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

送水用5m，10m，50mホース
3 原子炉冷却系統施設（次項へ続く）6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 外径
厚さ
系
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.11 原子炉建屋 外径
放水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.12 代替水源供 外径
給設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧 外径
力逃がし装置
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

7.3.9.2
給設備

名称
最高使用圧力最高使用温度
代替水源供 外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.2 代替燃料プー 外径
ル注水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.5 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力 外径
逃がし装置
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.4 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.9 代替水源供給 外径
設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

2-別2-62

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分兼用する登録区分
設備区分（前頁からの続き）

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.6.7 低圧代替注水 外径
系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

A系統代替循環冷却系ポンプ
6 非常用炉吸込管分岐点心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −〜その他原子代替循環冷却系ポンプA
炉注水設備

代替循環冷却系ポンプA〜
代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管A系分岐点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

代替循環冷却系代替格納容
6 非常用炉器スプレイ配管A系分岐点
心冷却設備〜
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −その他原子代替循環冷却系テスト配管A
炉注水設備
系分岐点

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.5 代替格納容 外径器スプレイ冷却系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.7 格納容器下 外径
部注水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.10 低圧代替注 外径
水系
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.12 代替水源供 外径
給設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧 外径
力逃がし装置
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

7.3.9.2
給設備

名称
最高使用圧力最高使用温度
代替水源供 外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-63

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

代替循環冷却系テスト配管A
6 非常用炉系分岐点
心冷却設備〜
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −その他原子A系統代替循環冷却系原子炉
炉注水設備
注水配管合流点
B系統代替循環冷却系ポンプ
6 非常用炉吸込管分岐点心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −〜その他原子代替循環冷却系ポンプB
炉注水設備

代替循環冷却系ポンプB〜
代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管B系分岐点

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

代替循環冷却系代替格納容
6 非常用炉器スプレイ配管B系分岐点
心冷却設備〜
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −その他原子代替循環冷却系テスト配管B
炉注水設備
系分岐点
代替循環冷却系テスト配管B
6 非常用炉系分岐点
心冷却設備〜
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −その他原子B系統代替循環冷却系原子炉
炉注水設備
注水配管合流点

原子炉隔離時冷却系主蒸気
管分岐点〜
弁E51-F063

弁E51-F063〜
弁E51-F064

主たる登録区分
系統名

設備区分

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力最高使用温度7 原子炉格納施設
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料兼用する登録区分
設備区分
3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

7.3.6.6 代替循環冷
却系

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

2-別2-64要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

弁E51-F064〜
原子炉隔離時冷却系タービ
ン入口蒸気管分岐点

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

原子炉隔離時冷却系タービ
ン入口蒸気管分岐点〜
弁E51-F045

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備

弁E51-F045〜
原子炉隔離時冷却系タービ
ン

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

原子炉隔離時冷却系タービ
ン〜
原子炉隔離時冷却系タービ
ン排気管合流点

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

原子炉隔離時冷却系タービ
ン排気管合流点〜
弁E51-F068

弁E51-F068〜
サプレッション・チェンバ

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −
備

−

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
外径
冷却系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

系統名

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

2-別2-65

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

原子炉隔離時冷却系ストレーナ〜
サプレッション・チェンバ

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備

サプレッション・チェンバ〜
補給水系配管合流点

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −
備−

補給水系配管合流点〜
原子炉隔離時冷却系ポンプ

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

原子炉隔離時冷却系ポンプ〜
原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出管合流点

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −
備

−

−

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力
6 非常用炉
最高使用温度
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
−
外径
その他原子
厚さ
炉注水設備
材料

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備
原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出管合流点〜残留熱除去系原子炉注水管
合流点

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備−

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
外径
冷却系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −3 原子炉冷却系統施設
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水
系−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

7 原子炉格納施設

残留熱除去系原子炉注水管
合流点〜
弁E51-F065

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

2-別2-66

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

弁E51-F065〜
弁E51-F066

弁E51-F066〜
原子炉圧力容器施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −備

7 原子炉冷3 原子炉冷却系統施設 却材補給設 (5) 主配管 −
備

−

−

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力3.7.1 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.8.3 残留熱除去系
海水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.8.3 残留熱除去系 最高使用温度
海水系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度外径
厚さ
材料

A系統緊急用海水系配管合流点
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −〜機冷却設備
残留熱除去系熱交換器A−

3.8.3 残留熱除去系
海水系

B系統緊急用海水系配管合流点
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −〜機冷却設備
残留熱除去系熱交換器B−

3.8.3 残留熱除去系
海水系

残留熱除去系熱交換器A〜
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −
A系統代替燃料プール冷却系
機冷却設備
緊急用海水配管合流点−

3.8.3 残留熱除去系
海水系

残留熱除去系熱交換器B〜
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −B系統代替燃料プール冷却系
機冷却設備
緊急用海水配管合流点−

3.8.3 残留熱除去系
海水系

A系統代替燃料プール冷却系
緊急用海水配管合流点
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −〜
機冷却設備
A系統非常用放出配管分岐点

B系統代替燃料プール冷却系
緊急用海水配管合流点
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −〜
機冷却設備
B系統非常用放出配管分岐点

設備別記載事項

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

系統名

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水
系

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備−

3.8.4 緊急用海水系

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備−

3.8.4 緊急用海水系

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備−

3.8.4 緊急用海水系

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備−

3.8.4 緊急用海水系

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備−

3.8.4 緊急用海水系−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.8.4 緊急用海水系
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備

2-別2-67

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

A系統非常用放出配管分岐点
8 原子炉補〜3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −機冷却設備
A系統放水先B系統非常用放出配管分岐点
8 原子炉補〜3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −機冷却設備
B系統放水先ほう酸水貯蔵タンク〜
ほう酸水注入ポンプ（連絡配管含む）

ほう酸水注入ポンプ〜
弁C41-F004A，B（連絡配管含む）

弁C41-F004A，B〜
原子炉圧力容器4 計測制御系統施設

4 計測制御系統施設

4 計測制御系統施設

主たる登録区分
系統名−

名称
最高使用圧力3.8.3 残留熱除去系 最高使用温度
海水系
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力最高使用温度
8 原子炉補3 原子炉冷却系統施設(9) 主配管 −
−
外径
機冷却設備
厚さ
材料

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.8.4 緊急用海水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.8.3 残留熱除去系 最高使用温度
海水系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.8.4 緊急用海水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.5 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.4 ほう酸水注 最高使用温度
入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.5 ほう酸水注入 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.4 ほう酸水注 最高使用温度
入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.5 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.4 ほう酸水注 最高使用温度
入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
給系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.8 ペデスタル 最高使用温度
排水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.8 ペデスタル 最高使用温度
排水系
外径
厚さ
材料

設備区分

4 ほう酸水(5) 主配管 −注入設備

4 ほう酸水(5) 主配管 −注入設備

4 ほう酸水(5) 主配管 −注入設備

非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ出口配管合流点〜
弁B22-F040

4 計測制御系統施設

格納容器機器ドレンサンプ
出口配管分岐点〜
格納容器機器ドレンサンプ
スリット

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体 (10) 主配施設
廃棄物処理 管設備

格納容器機器ドレンサンプ
スリット〜
格納容器機器ドレン配管分
岐点

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体 (10) 主配施設
廃棄物処理 管設備

8 制御用空(5) 主配管 −
気設備

−

−

−

−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力4.4.1 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力4.4.1 ほう酸水注入 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

8 原子炉補(9) 主配管 −機冷却設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

名称
最高使用圧力4.4.1 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

4.8.1 窒素供給系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

4 計測制御系統施設−

名称
最高使用圧力5.2.2.1 機器ドレン 最高使用温度
処理系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
7 原子炉格納容器施設 設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

名称
最高使用圧力5.2.2.1 機器ドレン 最高使用温度
処理系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
7 原子炉格納容器施設 設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

系統名2-別2-68

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

格納容器床ドレンサンプ導入管

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体 (10) 主配施設
廃棄物処理 管設備

格納容器床ドレンサンプス
リット〜
格納容器床ドレン配管分岐点

2 気体，液5 放射性廃棄物の廃棄 体又は固体 (10) 主配施設
廃棄物処理 管
設備

X-2

X-6

X-8

X-19A，B

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名−

名称
最高使用圧力5.2.2.2 床ドレン処 最高使用温度
理系
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力3 圧力低減 (6) 原子炉
最高使用温度7 原子炉格納容器施設 設備その他 格納容器安 ヌ 主配管 −
外径の安全設備 全設備
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力5.2.2.2 床ドレン処 最高使用温度
理系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

設備区分

−

−

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

−

−

−

設備別記載事項

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
7 原子炉格納容器施設 設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力7.3.6.8 ペデスタル 最高使用温度
排水系
外径
厚さ
材料

−

7.3.6.8 ペデスタル
排水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.3 原子炉隔離時
冷却系

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3.6.6 高圧代替注水系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

7.3.6.9 高圧代替注
水系

−

名称
最高使用圧力3.6.1 高圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

3 原子炉冷却系統施設

6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

名称
最高使用圧力3.6.2 低圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

2-別2-69

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

X-20

X-21

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

設備別記載事項
名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度構成
主要寸法
材料

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力5 残留熱除最高使用温度3 原子炉冷却系統施設(8) 主配管 −
−
去設備
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

X-12A，B

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

X-12C

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

系統名

設備別記載事項

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
外径
水系
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.7 低圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.10 低圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-70

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

X-3

X-4

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

3 原子炉冷却系統施設

X-11A，B

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度構成
主要寸法
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-71

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

X-13

X-25A，B

X-31

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分
6 非常用炉
心冷却設備(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

4 計測制御系統施設

4 ほう酸水(5) 主配管 −注入設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.6.5 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.4.1 ほう酸水注入 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.4 ほう酸水注 最高使用温度
入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
外径
プレイ冷却系
厚さ
材料−

名称
最高使用圧力3.6.1 高圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.6 高圧代替注水 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.9 高圧代替注 最高使用温度
水系
外径
厚さ
材料

2-別2-72

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

X-32

X-33

X-34

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.3 原子炉隔離時 最高使用温度
外径
冷却系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.6.2 低圧炉心スプ 最高使用温度
レイ系
外径
厚さ
材料

2-別2-73

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設兼用する登録区分
設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

X-35

X-36

X-47

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

6 非常用炉
心冷却設備
3 原子炉冷却系統施設(7) 主配管 −
その他原子
炉注水設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料−

3.6.4 低圧注水系−

名称
最高使用圧力3.6.8 代替循環冷却 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

3.6.4 低圧注水系

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

2-別2-74

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

X-48

X-55

X-56

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

−

設備別記載事項

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度構成
主要寸法
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 計測制御系統施設

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

4 計測制御系統施設

X-57

X-77

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

兼用する登録区分
設備区分

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

4 計測制御系統施設

8 制御用空(5) 主配管 −気設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.3 サプレッ
最高使用温度ション・プール冷却
外径
系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
給系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.2 非常用窒素供 最高使用温度
給系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.8.3 非常用逃がし 最高使用温度
安全弁駆動系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.7 格納容器下 最高使用温度
部注水系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置外径
厚さ
材料

2-別2-75

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

X-79

X-80

X-9A，B，C，D

X-10A，B，C，D

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

(4) 原子炉
格納容器配
1 原子炉格
管貫通部及 −
納容器
び電気配線
貫通部

−

−

−

−

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

−

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

名称又は貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
材料

名称
貫通部番号
種類
個数
最高使用圧力最高使用温度
構成
主要寸法
外径
厚さ
材料

−

兼用する登録区分
設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

4 計測制御系統施設(2) 制御棒
3 制御材駆駆動水圧設 ホ 主配管
動装置
備

4 計測制御系統施設(2) 制御棒
3 制御材駆駆動水圧設 ホ 主配管
動装置
備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.3.2.1 制御棒駆動 最高使用温度
水圧系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力4.3.2.1 制御棒駆動 最高使用温度
水圧系
外径
厚さ
材料

2-別2-76

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

格納容器スプレイヘッダA（ドライウェル側）

格納容器スプレイヘッダB（ドライウェル側）

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力7.3.6.1 格納容器ス 最高使用温度
プレイヘッダ
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力7.3.6.1 格納容器ス 最高使用温度
外径
プレイヘッダ
厚さ
材料

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

7 原子炉格納施設

格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェン
バ側）

放水砲用5m，50mホース

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備−−

名称
最高使用圧力7.3.6.1 格納容器ス 最高使用温度
プレイヘッダ
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.11 原子炉建屋 外径
放水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

兼用する登録区分
設備区分

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

4 使用済燃2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −設及び貯蔵施設
却浄化設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.5 代替格納容 最高使用温度器スプレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.6 代替循環冷 最高使用温度
却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.1 残留熱除去系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.6.2 格納容器ス 最高使用温度
プレイ冷却系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.4 原子炉建屋放 外径
水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

2-別2-77

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

放水砲

耐圧強化ベント系配管合流点〜
非常用ガス処理系フィルタ
トレイン出口管合流点

非常用ガス処理系フィルタ
トレイン出口管合流点〜
非常用ガス処理系排気筒接
続部

窒素ガス代替注入系配管合流点〜
サプレッション・チェンバ
側窒素供給配管合流点

サプレッション・チェンバ
側窒素供給配管合流点〜
原子炉格納容器

原子炉格納容器〜
弁2-26B-12

弁2-26B-12〜
ドライウェル側窒素ガス代
替注入系配管合流点

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (6) 原子炉
設備その他 格納容器安 ヌ 主配管の安全設備 全設備

(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備
(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
ル 主配管
設備その他
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.6.11 原子炉建屋 外径
放水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

兼用する登録区分
設備区分
設備別記載事項（全項目）
施設区分
名称
最高使用圧力最高使用温度
4 使用済燃外径
2 核燃料物質の取扱施料貯蔵槽冷 (8) 主配管 −−厚さ
設及び貯蔵施設
却浄化設備
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

設備別記載事項
名称
最高使用圧力最高使用温度
2.4.4 原子炉建屋放 外径
水設備
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

名称
最高使用圧力7.3.7.1.2 非常用ガ 最高使用温度
ス処理系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.1.2 非常用ガ 最高使用温度
ス処理系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

設備区分

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備−−

設備別記載事項

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
ル 主配管
設備その他
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備
(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
ル 主配管
設備その他
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

系統名

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備−

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備−

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

−

7.3.9.1 格納容器圧
力逃がし装置3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備−

3.5.2 格納容器圧力逃がし装置

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備−

3.5.3 耐圧強化ベン
ト系

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

−

7.3.9.1 格納容器圧
力逃がし装置名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

2-別2-78

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

原子炉格納容器〜
弁2-26B-10

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

3 原子炉冷却系統施設

ドライウェル側窒素ガス代
替注入系配管合流点及びサプレッション・チェンバ側
窒素ガス代替注入系配管合流点〜
窒素排気管合流点

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

弁2-26B-10〜
サプレッション・チェンバ
側窒素ガス代替注入系配管
合流点兼用する登録区分
設備区分

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
ル 主配管
設備その他
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
外径
ト系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置外径
厚さ
材料

2-別2-79

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

施設区分

主たる登録区分
系統名

設備区分

設備別記載事項

設備別記載事項（全項目）

施設区分

3 原子炉冷却系統施設

窒素排気管合流点〜
原子炉棟換気系及び原子炉
建屋ガス処理系分岐点

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
系
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

3 原子炉冷却系統施設

格納容器圧力逃がし装置配管分岐点〜
フィルタ装置7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

3 圧力低減 (8) 原子炉
設備その他 格納容器調 ホ 主配管の安全設備 気設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

−

−

名称
最高使用圧力7.3.8.1 不活性ガス 最高使用温度
外径
系
厚さ
材料

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

7 原子炉格納施設

原子炉棟換気系及び原子炉
建屋ガス処理系分岐点〜
耐圧強化ベント系配管分岐点兼用する登録区分
設備区分

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

7 原子炉格納施設

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
ト系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.3 耐圧強化ベン 最高使用温度
外径
ト系
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

2-別2-80

要目表（配管）兼用先一覧

機器名称

フィルタ装置〜
排気管

フィルタ装置スクラビング
水補給ライン接続口〜
フィルタ装置

格納容器圧力逃がし装置送水用20mホース

施設区分

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

7 原子炉格納施設

主たる登録区分
系統名

設備区分

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

3 圧力低減(9) 圧力逃
設備その他
ニ 主配管
がし装置
の安全設備

設備別記載事項（全項目）

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.9.1 格納容器圧 最高使用温度
力逃がし装置
外径
厚さ
材料

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
7.3.9.1 格納容器圧 外径
厚さ
力逃がし装置材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）−

タンクローリ給油用10mホー 8 その他発電用原子炉 6 補機駆動
1 燃料設備 (4) 主配管 −
ス
の付属施設
用燃料設備

タンクローリ送油用19.5m
ホース

設備別記載事項

8 その他発電用原子炉 6 補機駆動
1 燃料設備 (4) 主配管 −
の付属施設
用燃料設備

−

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

名称
最高使用圧力最高使用温度
外径
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

施設区分

兼用する登録区分
設備区分

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

7 原子炉格納施設(7) 放射性物質濃度制
御設備及び3 圧力低減
可燃性ガス
設備その他
ル 主配管
濃度制御設
の安全設備
備並びに格
納容器再循
環設備

3 原子炉冷却系統施設

3 原子炉冷却系統施設

5 残留熱除(8) 主配管 −去設備

5 残留熱除(8) 主配管 −
去設備

−

系統名

設備別記載事項
名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力7.3.7.5 窒素ガス代 最高使用温度
替注入系
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力3.5.2 格納容器圧力 最高使用温度
逃がし装置
外径
厚さ
材料

−

名称
最高使用圧力最高使用温度
3.5.2 格納容器圧力 外径
厚さ
逃がし装置
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ニ 主配管
の付属施設
源設備
電装置
備

名称
最高使用圧力最高使用温度
8.1.2.5 可搬型代替 外径
低圧電源車
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ニ 主配管
の付属施設
源設備
電装置
備

名称
最高使用圧力最高使用温度
8.1.2.6 窒素供給装 外径
置用電源車
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ニ 主配管
の付属施設
源設備
電装置
備

名称
最高使用圧力最高使用温度
8.1.2.5 可搬型代替 外径
低圧電源車
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

8 その他発電用原子炉 1 非常用電 2 非常用発 (4) 燃料設
ニ 主配管
の付属施設
源設備
電装置
備

名称
最高使用圧力最高使用温度
8.1.2.6 窒素供給装 外径
置用電源車
厚さ
材料
個数（可搬型）取付箇所（可搬型）

2-別2-81別紙３

要目表記載のうち機器等の取付箇所の記載方針について
1.

要旨
別表第二の記載要求事項のうち，機器等の「取付箇所」の記載として以下に記載方針を
まとめた。

2.

発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド記載内容について「発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド」（以下，「手続きガイド」という）の機器等の仕様に関する記載要求範囲として記載される「取付箇所」への記載要求は以下
の通り。
（抜粋）
常設の機器等（可搬型の機器等の一部で通常運転時から使用箇所に取り付けている機器等を含む。
）については，属する系統の機能の独立性及び位置的分散を示すために十分な配置を説明する記載とする必要があり，また，溢水防護上の配慮が必要な機器等については，防護区画との関係及び据付高さ等を記載する必要がある。
3.

記載方針
上記，手続きガイドに基づき，要目表の「取付箇所」記載方針を次に記載する。なお，

火災防護対象機器の取り扱いについても，本資料で明確化する。

2-別 3-1

要目表の「取付箇所」に対する記載方針について
1.

「属する系統の機能の独立性」について
常設機器等の「属する系統の機能の独立性」については，添付図面の「系統図」で示す。そのため，要目表の取付箇所の欄には，当該機器が接続する系統名（ライン名）の記載欄を設け，その欄に取り付ける系統名（「○○○ライン」等と表記する。
）を記載する。
また，系統図側には，施設名及び設備系統名が識別できるよう「施設区分名」と「設備（系統）区分名」を図面名称欄に記載し，要目表と図面が繋がる記載とする。
なお，○○ポンプ A，B や○○弁 A，B，C などの機器の「個数」が複数個あるものについては，その機器毎に「系統名」を記載する。また，系統に接続していないもの（例：クレーン等）については「－」で示す。
（記載例①参照）2.

「位置的分散」について
常設機器等の「位置的分散」は，添付図面の「配置図」で示す。
そのため，要目表の取付箇所欄には，当該機器を設置する「設置床」の記載欄を設け，その欄に「建屋の名称」及び機器等の「設置床レベル」を記載する。
また，「配置図」側には，機器配置が識別できるよう「建屋の名称」及び「設置床レベル」を図面に記載し，要目表と図面が繋がる記載とする。
なお，「設置床レベル」の表記方法については，設置変更許可申請書に準じる。
（記載例②参照）
3.

「溢水防護上の配慮が必要な機器等」について

3.1 防護区画との関係について
溢水防護上の配慮を必要とする機器等と溢水防護区画との関係が分かるように要目表の取付箇所の欄には，その機器が設置される「溢水防護上の区画番号」を記載する。
なお，「発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書」に「防護区画番号」を示した「防護対処設備リスト」と「防護区画図面」を添付することでそれらの関係性を示す。
また，「溢水防護上の区画番号」及び「溢水防護上の配慮が必要な高さ」の記載方法については図１及び図２に示す。
（記載例③参照）

2-別 3-2

１．グランドルールの考え方について・現状のグランドルールのうち，「溢水防護上の区画番号」および「溢水防護上の配慮が必要な高さ」の記載方針の主な箇所は以下のとおり。
（先行 PWR と同様）

「溢水防護上の区画番号」について③「発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書」の「防護対象設備リスト」及び「防護区画図面」との関連付けを行うため，要目表へ「溢水防護上の区画番号」を記載する。
なお，溢水防護の対象設備以外の機器は「－」とする。
「溢水防護上の配慮が必要な高さ」について④
溢水防護上の配慮が必要となる機器等について，その機器が設置される区画のう
ち，機能喪失高さが最も低いものを選定した上で，裕度を設定して要目表へ「溢水防護上の配慮が必要な高さ」として記載する。
なお，溢水防護の対象設備以外の機器は「－」とする。
・上記のルールを踏まえた「溢水防護上の区画番号」および「溢水防護上の配慮が必要な高さ」を記載するために用いる資料構成と要目表記載の流れのイメージ図を第１図に示す。
発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書（Ⅴ-1-1-8）A

防護区画図面防護対象設備リスト（SA）
防護対象設備リスト（DB）
設備
溢水防護区画A
RB-●-1設備
溢水防護区画
B
RB-●-2A
RB-●-1C
RB-●-1※２
B
RB-●-2C
RB-●-1●●●●●●●●

RB-●-10.9m
RB-●-1 のうち最も低い機能喪失高さに裕度を踏まえて記載

溢水防護区画
RB-●-1
RB-●-2

設備
A
C
B

機能喪失高さ
3.0m
1.0m
2.0m

RB-●-2

番
号
な
し
※１

※２

工事計画に係る補足説明資料
防護対象設備リスト（DB＆SA）

RB-●-1

除外設備リスト（SA）
設備
除外設備リスト（DB） A
設備 B
C
D
E
F

本リストのうち要目表対象の設備が「溢水防護上の配慮を必要とする機器」に該当し，要目表対象となる。
「溢水防護の対象設備以外の機器」に該当するため，要目表対象設備であった場合でも「－」を記載する。
なお，「防護区画図」には，必ずしも区画番号が記載されていな
い。

※１：防護対象機器が設置されていないため，記載していない。
※２：「工事計画に係る補足説明資料」の「防護対象設備リスト（DB&SA）」の機能喪失高さが「-」の設備については，要目表の「溢水防護上の区画
番号」及び「溢水防護上の配慮が必要な高さ」を「-」と記載する。

図１ 「溢水防護上の区画番号」と「溢水防護上の配慮が必要な高さ」の記載方法

2-別 3-3

・「溢水防護上の配慮を必要とする機器」と「溢水防護の対象設備以外の機器」の考え方

防護対象設備リスト
記載設備

除外設備リスト記載設備【C】【B】：「溢水防護上の配慮を必要とする機器」（要目表対象）【A】：要目表対象ではない防護対象設備【B】（グランドルール上の「溢水防護の対象
設備以外の機器」
）

【D】

【A】

要目表対象設備※：「溢水防護の対象設備以外の機器」
【C】
【D】
【E】
※ 別表第二の範囲を示す。

【E】

・要目表の整理フロー
・設置許可基準規則 第9条の法令要求対象機器
・SA設備【A】＋【B】＋【C】＋【D】

溢水影響評価から除外可能。※１※１：以下に該当する設備は評価対象外としている。
① 溢水により機能喪失しない。（静的機器等）② 原子炉格納容器内耐環境使用の設備である。
③ 動作機能の喪失により安全機能に影響しない。
④ 他の設備で代替できる。

YES

NO
補足説明資料 除外設備リスト記載設備【C】＋【D】

説明書 防護対象設備リスト記載設備【A】＋【B】

要目表対象設備と重複していない。

※２：「溢水源がない区画」とは溢水源となる設備がなく，かつ消火活動も想定していない区画を指す。

YES

NO
溢水防護上の配慮を必要とする機器【A】

要目表対象ではない防護対象設備【B】

分類「溢水防護上の区画番号」「溢水防護上の配慮が必要な高さ」

A

区画番号を記載する。

区画内で最も低い機能喪失高さを記載する。

B

要目表対象ではない。

C

要目表対象ではない。

D「－」を記載する。

「－」を記載する。

（参考：E）（「－」を記載する。
）（「－」を記載する。
）

図２ 要目表の整理フロー2-別 3-4

3.2 据付高さ等
据付高さ等について，溢水防護上の配慮が必要な機器等については，その機器等が設置される溢水防護上の区画のうち，機能喪失高さの裕度が最も低いものを選定し，その区画の「溢水防護上の配慮が必要な高さ」として設定する。
「溢水防護上の配慮が必要な高さ」の設定には，機能喪失高さのマージンを加えた値で設定し，要目表の記載としては，そのマージンを加えた値に「以上」を付記して表記する。
また，溢水防護上の配慮が必要ない設備については「－」を記載する。
なお，溢水防護上の配慮が必要な高さについては，追加要求事項として要目表の「変更後」も欄に記載する。
（記載例④参照）
4.

「火災防護対象機器」についての扱い
火災防護対象機器の設置位置と「火災区域」又は「火災区画」との関係性について，以下の整理とする。
(1) 「火災区域」及び「火災区画」の識別として，火災防護設備の要目表に「火災区域」及び「火災区画」の「名称」と「番号」を記載し，また添付図面においても，図中にそれら区域及び区画の「番号」を記載することで火災防護上の「区域」及び「区画」を識別する。
(2) 火災防護対象機器について，添付書類「Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」に「機器リスト」を添付し，そのリスト中に火災防護対象機器の「機器名称」と，その機器が設置される「火災区域番号」又は「火災区画番号」を記載す
ることで，「火災防護対象機器」と「火災区域」及び「火災区画」との関係性が分かる
記載とする。

2-別 3-5

要目表記載のうち機器等の取付箇所の記載方針について

据付高さ等防護区画との関係

属する系統の機能の独立性
・独立性は系統図にて示す。なお，機器が設置される系統について「設・溢水防護上の配慮を必要とする機器等の要目表の取付箇所欄には，そ・溢水防護対象機器等が設置される溢水防護区画のうち，機能喪失高さ

備（系統名）」で記載し，系統図とリンクさせる。

の機器が設置される「溢水防護上の区画番号」を記載する。

の裕度が最も低いものを選定し，その区画の「溢水防護上の配慮が必要な高さ」として設定する。
なお，「溢水防護上の配慮が必要な高さ」の設定には，機能喪失高さに

残留熱除去系（A系)
残留熱除去系（B系)

マージンを加えた値で設定し，要目表の記載としては，そのマージンをＭＯ
ＭＯ

残留熱除去系ポンプ(A)
出口弁

残留熱除去系
熱交換器(A)

残留熱除去系ポンプ(A)

加えて値に「以上」を付記して表記する。

残留熱除去系ポンプ(A)
入口弁

ＭＯ
ＭＯ

残留熱除去系
ポンプ(B)
出口弁

残留熱除去系
熱交換器(B)

残留熱除去系
ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(B)
入口弁

工事計画認可申請

第*‐*‐*‐*‐*図

東海第二発電所
名 称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）
系統図
〔記載例〕
日本原子力発電株式会社
****

位置的分散
・常設の機器等の「位置的分散」は，添付図面の「配置図」で示す。
要目表の取付箇所欄には「配置図」とリンクできるよう，当該機器が設置される「設置床」の記載欄を設け，その欄に「建屋の名称」及び機器の「設置床レベル」を記載する。
また，「配置図」側には，図面中に「建屋の名称」及び「設置床レベル」を記載する。

EL.2.00 m

残留熱除去系
ポンプ A

残留熱除去系
ポンプ B

EL.-4.00 m

イメージ図

2-別 3-6

記載例
4

ほう酸水注入設備に係る次の事項
4.1 ほう酸水注入系(1) ポンプの名称，種類，容量，揚程又は吐出圧力，最高使用圧力，最高使用温度，主要寸法，材料，個数及び取付箇所並びに原動機の種類，出力，個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。
）

・常設
変 更 前
名

ほう酸水注入ポンプ＊1

称
類

－

容

量

m3/h/個（9.78＊4，＊5）
8.5 以上＊6MPa

最 高 使 用 圧 力

MPa

最 高 使 用 温 度

℃

66＊7

圧

（8.5＊4，＊6）
吸込側 1.04＊7
吐出側 9.66＊7

主 要 寸 法

ポ

吸

込

内

径

mm

65.9＊4，＊7

吐

出

内

径

mm

38.4＊4，＊7

ケーシング厚さmm

たmm

1820＊4，＊8mm

2100＊4，＊8

さmm

1250＊4，＊8

ケ ー シ ン グ ＊9－

ケーシングカバー

－

数

－

て

ン

横
高

材 料

プ

個
系

統

名

（ ラ イ ン 名 ）取 付 箇 所

設

置

床

－

－

（11.8＊4，＊7）

①の例
ほう酸水

ほう酸水

注入ポンプ A

注入ポンプ B

ほう酸水

ほう酸水

注入系＊7

注入系＊7

原子炉建屋
②の例

原子炉建屋

原子炉棟

原子炉棟
EL.38.80 m＊7

EL.38.80 m
区

画

番

号

溢 水 防 護 上 の配慮が必要な高さ

変更なし

2＊10

＊7

溢 水 防 護 上 のポンプ＊2

9.78 以上

力 ＊6

出

ほう酸水注入

往復形＊3

種

吐

変 更 後

③の例

－

④の例
－

2-別 3-7－RB-5-3RB-5-3

EL.
39.26
m 以上

EL.
39.26
m 以上

（続き）
変 更 前

原 動 機

種

類

－

誘導電動機＊11

出

力

kW/個

37

個

数

－

2

所

－

ポンプと同じ＊7

取

付

箇

変 更 後

変更なし

注記 ＊1：記載の適正化を行う。既工事計画書には「ポンプ」と記載。
＊2：原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入系）
及び原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（ほう酸水注入系）と兼用する。
＊3：記載の適正化を行う。既工事計画書には「水平 3 連プランジャポンプ」と記載。記載内
容は，設計図書による。
＊4：公称値を示す。
＊5：記載の適正化を行う。既工事計画書には「163 /min」と記載。
＊6：記載の適正化を行う。既工事計画書には「全揚程 870 m」と記載。
＊7：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，設計図書による。
＊8：既工事計画書に記載がないため記載の適正化を行う。記載内容は，昭和 50 年 11 月 7 日
付け 50 資庁第 11107 号にて認可された工事計画の添付図面「第 3-18 図 ほう酸水注
入系ポンプ組立外形図」による。
＊9：記載の適正化を行う。既工事計画書には「接液部」と記載。
＊10：記載の適正化を行う。既工事計画書には「2（常用 1，予備 1）」と記載。
＊11：記載の適正化を行う。既工事計画書には「3 相誘導電動機」と記載。

2-別 3-8

別紙４

可搬型主配管の要目表に記載する「個数」の記載方法と「個数」及び「取付箇所」に注記を記載する際の基本的な記載ルールについて
要旨

1.

別表第二の改正により可搬型主配管の要目表に「個数」が追加されたことを受け，その「個数」への記載方法及び「個数」，「取付箇所」に注記を記載する際の基本的な記載方法について以下にまとめる。
2.

「個数」の記載方法「技術基準規則で要求される必要な容量を賄える個数」（以下「必要2.1 「個数」欄には，数」という。
）と「バックアップの個数」（以下「予備」という。）を記載する。
その際，必要数は括弧外に記載し，予備は括弧を付し，そのカッコ内に「予備」の記載と個数を示す。
例：
名

称

最高使用
圧
力

最高使用
温
度

主要寸法

個数

取付箇所

●●（予備□□）●●：必要数□□：予備数※…予備の表示は括弧内に「予備」の記載と個数を付す。
なお，「個数」には，単位を記載しないが，管種を識別するため「取付箇所」欄に記載
する場合は以下の表記とする。
①

可搬型ホースについては「本」② 可搬型鋼管については「台」2-別 4-1

2.2 可搬型主配管は，使用方法により適用する技術基準規則が異なり，それにより必要数
及び予備数も変わることから，個々の基本的な記載パターンを以下に定める。
2.2.1 基準要求が 2ｎ＋αのもの（例：「建屋外」から「建屋内」に水を供給するための可搬型ホース等）(1) 単一の長さの可搬型主配管の場合・必要数には，2ｎの本数（台数）を括弧外に記載する。
・予備数には，αの本数（台数）に括弧を付して記載する。
(2) 複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合
・必要数には，ホース長さごとに必要となる本数を合算した値（2ｎ）を括弧外に記載する。
・予備数には，ホース長さごとの予備本数を合算した値（α）に括弧を付して記載する。
2.2.2 基準要求がｎ＋αのもの（例：「建屋内」のみ使用する可搬型ホース等）(1) 単一の長さの可搬型主配管の場合・必要数には，ｎの本数（台数）を括弧外に記載する。
・予備数には，αの本数（台数）に括弧を付して記載する。
(2) 複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合
・必要数には，ホース長さごとに必要となる本数を合算した値（ｎ）を括弧外に記載する。
・予備数には，ホース長さごとの予備本数を合算した値（α）に括弧を付して記載する。

2-別 4-2

3.

「個数」及び「取付箇所」に注記を記載する際の基本的な表記方法

3.1 「個数」への注記方法
以下に示す「3.1.1」～「3.1.4」の場合には，個数に注記を記載する。
3.1.1 複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合(1) 記載方法
・複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合は，長さごとに必要となる数がわかるように注記を記載する。
例：
名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

要
法

○○用 5 m，10 m，

個数

取付箇所

●●（予備□□）＊1

50 m ホース

注記 ＊1：必要本数●●本（5 m：●本，10 m：●本，50 m：●本）及び予備各 1 本の数量を示す。
3.1.2 設備を兼用する複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合(1) 記載方法
・設備（系統）区分によって，組み合わせる本数（台数）が異なるものは，各設
備（系統）区分で必要となる数がわかるように注記を記載する。
例：
名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

○○用 5 m，10 m，

要
法

個数

取付箇所

●●（予備□□）＊2

50 m ホース

注記 ＊2：○○施設のうち△△設備（□□系）としての必要本数●●本（5 m：●
本，10 m：●本，50 m：●本）と●●施設のうち▲▲設備（■■系）としての必要本数●●本（5 m：●本，10 m：●本，50 m：●本）を合わせた
数量及び予備各 1 本の数量を示す。

2-別 4-3

3.1.3 機器に専属するホースの場合(1) 記載方法
・機器の専属ホースであることがわかるように，専属する機器名が判別可能なよう注記で記載する。
例：
名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

要
法

○○用 5 m ホース

個数

取付箇所

●●＊3

注記 ＊3：○○ポンプの保有数と同じ数量を示す。

名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

要
法

△△
給油ライン接続用
19.5 m ホース

個数

取付箇所

●●＊4

注記 ＊4：△△1 台あたりの数量を示す。
3.1.4 2 セットで技術基準規則要求を満たす設備に使用するホースの場合① 記載方法・2 セットで基準要求を満たす設備に使用するホースは，1 セット分の必要本数及び予備数と必要なセット数を注記で記載する。
例：
名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

○○
給油ライン接続用 4 m ホース

要
法

個数
●●＊5
（予備□□）

注記 ＊5：必要本数 15 本を 2 セットに予備 1 本の数量を示す。

2-別 4-4

取付箇所

3.2 「取付箇所」への注記方法
以下に示す「3.2.1」の場合には，取付箇所に注記を記載する。
3.2.1 複数の長さを持つ可搬型ホースを組み合わせて使用する場合(1) 記載方法
・最長敷設ルートにおけるホース長さごとの必要本数を記載する。
例：
名称

最高使
用圧力

最高使
用温度

主
寸

要
法

個数

取付箇所
取付箇所：
△△～□□接続口（52 本＊6）○○用
0.5 m,1 m,2 m,3 m,
5 m,10 m,20 m,50 m
ホース

注記 ＊6：最長のルートである「●●～▲▲」に敷設した場合（0.5 m：1 本，1 m：2
本，2 m：5 本，3 m：1 本，5 m：3 本，10 m：8 本，50 m：32 本）の数量を示す。
4.

各可搬型主配管の個数の内訳
可搬型主配管のうち，複数の使用方法等により内訳の説明を要する可搬型主配管は，設定根拠に関する説明書又は設定根拠に関する説明書の補足説明資料に示す。

2-別 4-5

３
1.

工事計画認可申請における基本設計方針の作成要領

目的「基本設計方針」の基本的な作成要領について定める。

2.

基本設計方針の資料構成
基本設計方針の資料構成は，「発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド」(1)に記載される「基本設計方針，適用基準及び適用規格」に基づき，技術基準規則の要求を満たすための基本的な設計方針を記載する構成とする。
(2) 基本設計方針の記載は，別表第二の施設登場順に「施設（系統）」ごとに作成する。
（例：「原子炉本体の基本設計方針」→「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本
設計方針」→「原子炉冷却系統施設の基本設計方針」…）(3)

基本設計方針を作成するにあたり，技術基準規則への適合性を逐条的に示すために，「条文」ごとに基本設計方針を作成した上で，その内容を基に，「施設（系統）」ごとの基本設計方針（以下「基本設計方針」という。)に再構成するための方針を以下に示す。
逐条的に示した基本設計方針を条文単位で，各施設（系統）に共通する設計方a.

針と，施設固有の設計方針とに分類し，前者を「共通項目」，後者を「個別項目」とする。
b.

基本設計方針の構成は，上記の「共通項目」を第 1 章，
「個別項目」を第 2 章とする。共通項目と個別項目の構成については以下に示す。

【共通項目の基本構成について】c.

共通項目の記載単位は基本的には技術基準規則の条文単位とするが，自然現象，設備に対する要求等の要求内容が同じものについては，複数条文を同一項目にまとめて記載する。また，記載順序は技術基準規則の条項順を基本とする。共通項目の章立てについて別紙１に示す。
d.

共通項目は「原子炉冷却系統施設」（以下「原冷」という）のみに記載し，その他の施設の共通項目に関する基本設計方針は原冷の記載を適宜呼び込む。

e.

原冷の共通項目のうち，「火災」及び「溢水等」の基本設計方針はそれぞれ火災防護設備，浸水防護施設の基本設計方針を呼び込む。

3-1

【個別項目の基本構成について】f.

個別項目の記載内容は，逐条的に示した各基本設計方針の中で，当該施設に該当する内容を集約して記載する。個別項目の章立てについて別紙１に示す。
g.

各施設の「個別項目」の章立てについては，別表第二中欄の「設備別記載事項」の設備項目を基に項目及びその順序を構成する。ただし，技術基準規則等の要求も踏まえながら，記載項目，順序などは必要により変更する。個別項目の章立てと別表第二との比較表を別紙２に示す。
h. 「個別項目」の別表第二中欄の「設備別記載事項」の設備項目を基にした各項目については，更に各設備の系統等ごとに章立てを行い記載する。
i.

説明性を考慮し，章立ては極力細分化する。

(4) 基本設計方針のフォーマットは，変更前後の形式とする。なお，記載内容として技術基準規則の要求事項に変更がないものは，「手続き対象外」であることがわかるよう「記載の適正化」として「変更前」に記載する。また，技術基準規則の要求事項が変更又は追加となったものに対する記載は「変更後」に記載し，「手続き対象」であることを識別する。具体的な方針は以下のとおり。(別紙３参照)a.

文頭に，設置許可基準規則及び技術基準規則並びにこれらの解釈で定義していないものについて用語の定義を記載する。「用語の定義」に記載するものは，共通項目のうち各施設に該当する用語のみとする。
b. 「一部技術基準規則の要求事項が変更又は追加となったもの」に対する記載は，「変更前」に変更前の要求に対する基本設計方針を記載し，「変更後」に変更後の要求に対する基本設計方針を記載する。
c. 「技術基準規則の要求事項に変更のないもの」については「変更前」に基本設
計方針を記載し，「変更後」に「変更なし」と記載する。
「1.」，「2.」等の項目のなかで一部でも変更のあるものは，文章が「変更前」と「変更後」で細切れにならないよう，その項目全体を「変更後」に記載する。
d. 「技術基準規則の要求事項が新たに追加となったもの」については，「変更前」に「－」を記載し，「変更後」に新たに基本設計方針を記載する。
e. 「技術基準規則の要求事項が新たに追加になったもの」でも，「発電用軽水型
原子炉施設の火災防護に関する審査指針」等の規格基準の要求等で，以前から実施しているものについては「変更前」にも記載する。

3-2

(5) 設計基準対象施設と重大事故等対処設備の記載の組合せ方
基本的にはＤＢ，ＳＡはまとめて記載する。
（設計基準対象施設と重大事故等対処
設備に要求される条文のうち，双方の「共通事項」として扱える条文については，極力まとめる。
）また，ＤＢとＳＡを分けて記載する必要がある場合は，原則，ＤＢ・ＳＡの順序で記載する。
一つの設備や機能が，逐条的に示した基本設計方針の複数条文に記載されている
場合は，極力まとめる。
その他説明性を考慮し，類似項目は極力まとめた記載とする。

3-3

3.

基本設計方針の具体的な記載方法について(1) 基本設計方針の具体的な記載方法について示す。
a.

具体的な記載方法(a) 基本設計方針の記載は，原則，設置変更許可本文をベースに記載する。
また，技術基準規則及び解釈の要求事項への適合を網羅するよう記載する。
基本設計方針の記載内容は，「設置変更許可」での約束事項を「工事計画認可」
での約束事項として整合性を確保する観点も踏まえて，設置変更許可本文をベースに記載する。
さらに，技術基準規則への適合性を示すにあたり，詳細設計としての記載が必要であるという観点と設置変更許可本文の記載事項不足分をカバーする観点から，設置変更許可添付八の記載を引用して基本設計方針に記載する。
また，技術基準規則及び解釈に記載される要求事項を基本的に網羅して記載するが，記載するにあたり，「解釈」の中には「○○とは…」などのように「定義」が記載されている場合があり，その中に設置要求のある「設備」等が含まれることもあるため，その内容程度に応じて，記載要否を判断する。
(b) 基本設計方針の記載順は，原則，技術基準規則条文の記載順とする。ただし，それにより設置変更許可本文側が細切れになり，見にくくなる場合は，文章の繋がりを考え再構成することも可とする。
(c) 自主的に設置したものは原則記載しない。
b. 基本設計方針のみに記載する設備の記載事項
基本設計方針のみに記載する設備（要目表対象外）のうち，技術基準規則及び解釈で性能・機能が要求されている設備については，別紙４の「基本設計方針に記載すべき機器仕様及び設定根拠に関する説明書作成対象設備選定フロー」に従い明確にすべき（必要な）性能・機能又は仕様を整理（選定）し，基本設計方
針に記載する。
また，基本設計方針に記載された仕様の設定根拠については，「設備別記載事項の設定根拠に関する説明書」の別添に記載する。

3-4

c.

兼用する設備の記載
兼用する設備については，兼用先が明確になるよう記載する。

(a) ある設備を複数の施設で使用する場合には，兼用設備として記載する。ただし，他の施設で登録した設備を，間接的に使用する情報提供系，サポート系（補機冷却系，換気空調系及び電源系）に関しては，施設区分の兼用はしない。
例：緊急時対策所で居住性を確保するための緊急時対策所エリアモニタ，緊急時対策所非常用送風機等（技術基準規則第 76 条要求）は，放射線管理施設のみで登録し，緊急時対策所との兼用としない。
）では要目表対(b) 兼用する設備のうち，主登録施設（以下「主施設」という。
象設備であるが，兼用先の施設（以下「従施設」という。
）では要目表対象外となる設備
従施設の基本設計方針に，兼用設備リストとして整理する。
(c) 兼用する設備のうち，兼用先すべてで要目表対象外であり，基本設計方針にのみ記載する設備
兼用先の施設名を基本設計方針の本文中（原則として，兼用設備名称の後に括弧書き）に記載するが，主施設と従施設を区別するため，主施設と従施設の兼用先の記載を以下のとおり記載する。
・主施設（従施設の設備と兼用）
・従施設（主施設の設備を従施設の設備として兼用）
なお，2 以上の施設で兼用する場合は，主施設には兼用するすべての従施設（複数施設）を記載し，従施設には兼用する主施設のみを記載する。
d.

可搬型設備の記載
基本設計方針のみに記載する設備（要目表対象外）は，基本設計方針の中で常設又は可搬型を明確にする必要があるため，可搬型設備については，名称の前に「可搬型である」と明示する。
ただし，以下のように可搬型であることが明らかな設備を除く。
，「携帯型」等が含まれているもの。
(a) 名称に「可搬型」
例：可搬型照明（ＳＡ），携行型有線通話装置

3-5

(b) 文中に「配備」，「保管」，「（使用時等に）設置」を用いているもの。
（なお，常設設備については，「設置」を用いる。
）
例：障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備 2 台）保管，使用する。
例：汚濁防止膜は，…使用時に連結して設置できる設計とする。
(c) 常設と可搬型が混在する設備については，個別検討し記載する。
e.

第１章 共通項目における基本的設計と個別設計の記載「第１章 共通項目」には，原則として基本的設計のみを記載し，個別設計への展開は「第２章 個別項目」に記載する。ただし，基本設計方針で明確にすべき個別設計を記載する施設（系統）区分が個別項目にない場合は，共通項目に，
個別設計の設備がわかるように記載する。
f. その他(a) 項目の付番は下記のとおりとする。
【付番の例】
2. 自然現象
2.1 地震による損傷の防止
2.2.1 耐震設計
(1) 耐震設計の基本方針
a.

…

b.

…

(a) …
(b) …
イ. …
ロ. …
(イ) …
(ロ) …

3-6

4.

具体的記載を行うにあたっての注意事項

番号
1
2
3
4

注意事項
基本設計方針の冒頭に「概要」，「基本事項」，「基本的考え方」の見出しは記載しない。
同様の趣旨の文章が重複しない記載とする。
文章の語尾については，統一的に「～設計とする。
」とはせず，文脈の流れの中で，適切な語尾とする。
「～の設備を設置している。」，「～することにしている。
」等，現在の状況を示す意味を持つ語尾は使用しない。
（「現状ありき」の表現としない）
要目表に記載しない設備は，基本設計方針に記載する。

5

ただし，設備数が多い場合は，全部を記載すると文章が読みづらくなるため，代表的な設備を数件記載して「等」でまとめることも可とする。

6

基本設計方針は，箇条書きではなく，できるだけ文章で繋げて記載する。
用語は，設置許可基準規則（解釈含む）及び技術基準規則（解釈含む）の用語を使用し記載する。
（必要により設置許可基準規則にて使用される用語を技術基準規則

7の用語に置き換える。
）
ただし，用語の置き換え又は主語の変更を行うことにより，規制対象範囲が変わる場合があるため，置き換え等の際には，対象範囲の確認を行うこと。
設置変更許可本文において記載した「運用」で設備設計の前提条件を担保するも8のは，基本設計方針に最上位文章である保安規定で定めることを明記する。
例えば，「○○しないよう，△△することを保安規定に定める。
」と記載する。
添付八のみに記載されている「運用」については，「本当に記載が必要か。
」を判断したうえで，以下のとおり対応する。

9

・基本的には基本設計方針に記載しないが，品質保証プロセスで行う「各条文の設計方針の考え方」に「保安規定」にて担保する内容であることを記載する。
・設置許可基準規則にはなく技術基準規則のみに要求がある条文で運用に関わるものは，基本設計方針に記載する。

10
11
12

「運用」で担保するものと「設計（設備）」で担保するものが混在する記載は避ける。
基本設計方針に記載する適合性の内容は，「主語」，「述語」をはっきりさせ，規制対象が何であるかを明確にする。
仕様が要目表で明確な場合は，基本設計方針には記載しない。

3-7

番号

注意事項
設置変更許可本文で評価を伴う記載がある場合は，工事計画にて担保する条件を以下のいずれかの方法で記載する。
①

13

評価結果が示されている場合，評価結果を受けて必要となった措置のみを工事計画の対象とする。
今後評価することが示されている場合，評価する段階（設計又は工事）②

を明確にし，評価の方法及び条件，その評価結果に応じて取る措置の両者を工事計画の対象とする。

設置変更許可本文のうち性能を記載している設計方針は，技術基準規則への適合性を確保する上で，その性能を実現するための手段が具体的にわかるように記載
14する。また，技術基準規則への適合性の観点で，設置変更許可本文に対応した事
項以外に必要となる運用を付加する場合も同様の記載を行う。
なお，手段の仕様が要目表で明確な場合は記載しない。
個別機器等で，技術基準規則に要求があるが，要目表の記載要求がない設備につ

15

いてはその設備の種類ごとに仕様（「名称」，「個数」等）を文章中に記載し，個体の識別ができる記載とする。

16

基本設計方針の記載のうち，工事計画で担保することになる設計方針（変更する際に工事計画の手続きが必要となる部分）を明確にする。
条項号のうち，適用する設備がない要求事項は，「適合するものであることを確認する」審査であることを踏まえ，当該要求事項の対象となる設備を設置しない旨17を記載する。
ただし，技術基準規則要求が「なお，…」のように補足的な説明をしている箇所
は，その対象設備を設置しない場合，対象設備を設置しない旨の記載は不要とす
る。

3-8

番号
18

注意事項
設置変更許可に記載している概略図の読み込みは，基本設計方針に記載せず，工事計画認可申請書の添付書類として配置図，系統図等で記載する。
技術基準規則の解釈に示された指針・ＮＩＳＡ文書・他省令の呼び込みがある場
合は，以下の要領で記載を行う。
設置時に適用される要求など，特定の版の使用が求められている場合は，(1)

引用する文章名及び版を識別するための情報（施行日等）を記載する。
監視試験片の試験方法を示した規格など，条文等で特定の版が示されているが，保守管理等の運用管理の中で評価する時点でエンドースされた

19

(2)

最新の版による評価を継続して行う必要がある場合は，保安規定等の運用の担保先を示すとともに，当該文書名とそのコード番号（必要時）を記載する。
（例：ＪＥＡＣ４２０１-2007 の「-2007」は記載しない。
）
解釈等に示された条文番号は，該当文書改正時に変更される可能性があ(3)

ることを考慮し，条文番号は記載せず，条文が特定できる表題（必要に応じ，上位の表題でも可能）で記載する。

20

ＪＥＡＣ等の技術評価を行った「技術評価書」は，基本設計方針への読み込みは行わない。
表現の注意点について

21

基本設計方針の本文中に「設置変更許可添付八に規定された仕様を満たす…」の表現はしない。
（添付八の記載は，基本，規制対象外として扱う。
）

5.

「設置許可基準規則」及び「技術基準規則」と「基本設計方針」及び「添付書類」等との関係について基本設計方針の作成にあたり「設置許可基準規則」及び「技術基準規則」と「基本設計方針」及び「添付書類」等との関係を示すフローを以下に示す。
なお，基本設計方針の作成にあたっては，品質保証のプロセスを経て作成する。

3-9

設置許可基準規則及び技術基準規則と工事計画認可申請書基本設計方針及び添付書類の関係を示すフロー【プラントの基本設計方針】【設備の詳細設計】

設置許可基準規則及び解釈

技術基準規則及びその解釈

設置許可基準規則と技術基準規則の要求事項を比較し，工事計画認可申請書への展開の有無を検討する。

設置変更許可申請書
3-10

工事計画認可申請書

工事計画認可申請書

基本設計方針添付書類

詳細設計である技術基準
規則の要求事項に対して品質保証のプロセスにて選定した記載内容に従い基本的な設計方針を記載する。

基本設計方針で記載した
基本的な設計方針を受け，その方針に従った影響評価結果等について記
載する。

保安規定

社内規程

技術基準規則への適合性確認（品質保証プロセス）

本文「技術基準規則及びその解釈」の要求事項に対する適合性を原則基本設計
方針に記載する。
記載内容は，「設置変更許可申請書本文」の記載を基本とし，技術基準規則
及びその解釈への適合性を示すため詳細設計として必要な記載については，「添付八」の記載についても考慮する。
設置変更許可申請書
添付八

技術基準規則及びその解釈，設置変更許可申請書本文並びに設置変更許可
申請書添付八と基本設計方針を対比する「要求事項との対比表」により適合性を示す。
技術基準
規則

基本
設計方針

設置変更
許可本文

設置変更
許可添付八

備考

添付書類等
への展開

6.

基本設計方針に添付する「主要設備リスト」及び「兼用設備リスト」のフォーマット
について
施設ごとの主要な設備（要目表記載設備）について，設計基準対象施設と重大事故等対処設備との使用区分を識別するため耐震重要度分類，機器クラス，設備分類を記載した「表１ 主要設備リスト」を添付する。
また，兼用する設備のうち兼用先の施設／設備（系統）区分において主要設備リストに記載されない設備（要目表記載対象外設備）については，「表２ 兼用設備リスト」に示す。
(1) 主要設備リストの資料構成
主要設備リストのフォーマットは，基本設計方針と同様に変更前後の形式とし，記載順については要目表の記載順とする。設備リストの「設備（系統）区分」及び「機器区分」については，別表第二の設備別記載事項の設備名及び機器名を記載
し，「名称」は要目表の名称と整合性を図る。
(2) 兼用設備リストの資料構成
兼用設備リストには，主要設備リストのフォーマットに「主たる機能の施設／設備（系統）区分」の項目を追加する。
「主たる機能の施設／設備（系統）区分」には兼用設備の主たる機能を使用する施設／設備（系統）区分（主施設）を記載する。
(3) 設計基準対象施設の記載内容
当該設備（系統）区分において，設計基準対象施設として使用する各設備については，「耐震重要度分類」及び「機器クラス」を記載する。
耐震重要度分類は技術基準規則の規定による。なお，耐震重要度Ｓの設備のうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備については要求事項が異なるため，Ｓ＊として通常の耐震重要度Ｓの設備と区別する。
また，耐震重要度Ｂ，Ｃの設備のうち，設置許可基準規則の解釈（別記２）や審査ガイドの要求によって基準地震動による評価が必要となる設備等についてはそれ
ぞれ略語を定義し，通常の耐震重要度Ｂの設備と区別する。略語の定義について次の表に示す。

3-11

（特殊な耐震重要度Ｂ，Ｃの施設）
略語

注記の記載
Ｂクラスの設備のうち，共振のおそれがあるため，弾性Ｂ－１

設計用地震動Ｓｄに 2 分の 1 を乗じたものによる地震力に対して耐震性を保持できる設計とするもの

Ｂ－２

Ｂクラスの設備のうち，波及的影響によって，耐震重要施設がその安全機能を損なわないように設計するもの

設備の例
燃料プール冷却浄化
系熱交換器
燃料取替機

Ｂクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対しＢ－３て使用済燃料プールの冷却，給水機能を保持できる設計

－

とするもの
Ｃ－１

Ｃクラスの設備のうち，波及的影響によって，耐震重要Ｃクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対しＣ－２－

施設がその安全機能を損なわないように設計するものて火災感知及び消火の機能並びに溢水伝播を防止する機能を保持できる設計とするもの

原子炉建屋原子炉棟
水密扉

Ｃクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対し
Ｃ－３て非常時における海水の取水機能を保持できる設計とす

取水構造物

るもの
機器クラス区分のうち，クラス１～４機器，原子炉格納容器及び炉心支持構造物については技術基準規則の規定による。発電用火力設備に関する技術基準を定める
省令の規定を準用するものについては「火力技術基準」とする。
容器，管，ポンプ，弁又は支持構造物のうちクラスを持たない機器については，「Non」とする。容器，管，ポンプ，弁又は支持構造物以外のものは「－」と記載する。また，当該設備（系統）区分において，設計基準対象施設として使用しないものについても「－」と記載する。
火災防護設備及び浸水防護設備等は，防護対象が設計基準対象施設及び重大事故等対処設備である場合，設計基準対象施設として分類する。
これら設備リストに記載する「略語の定義」について別紙６に示す。
(4) 重大事故等対処設備の記載内容
当該設備（系統）区分において，重大事故等対処設備として使用する各設備については，変更後の「設備分類」及び「重大事故等機器クラス」を記載する。
「設備分類」及び「重大事故等機器クラス」については設置変更許可添付八との整合性を図3-12

る。なお，重大事故防止設備のうち可搬型のものを「可搬／防止」，重大事故緩和設備のうち可搬型のものを「可搬／緩和」とし，それ以外の可搬型重大事故等対処
設備を「可搬／その他」とする。
「重大事故等機器クラス」において，容器，管，ポンプ，弁又は支持構造物以外のものは「－」と記載する。また，当該設備（系統）区分において，重大事故等対処設備として使用しないものについても「－」と記載する。
(5) 主要設備リスト及び兼用設備リストの記載例
主要設備リスト及び兼用設備リストの記載例を別紙５に示す。

3-13

別紙１

基本設計方針目次
第１章 共通項目
1.

地盤等

1.1 地盤（第 4 条，第 49 条）

4
敷地関係で
まとめた

溢水等

4.1 溢水等による損傷の防止（第 12 条，第 54 条）

1.2 急傾斜地の崩壊の防止（第 10 条）
5.
2.

設備に対する要求

5.1 安全設備，設計基準対象施設及び重大事故等対

自然現象

2.1 地震による損傷の防止（第 5 条，第 50 条）

処設備（第 14 条，第 15 条，第 54 条）

3-別 1①-1

2.1.1 耐震設計

5.1.1 通常運転時の一般要求

2.1.2 地震による周辺斜面の崩壊に対する設計方

5.1.2 多様性，位置的分散等

針
2.2 津波による損傷の防止（第 6 条，第 51 条）
2.3 外部からの衝撃による損傷の防止（第 7 条，第54 条）
2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設
2.3.2 設計基準事故時及び重大事故等時に生じる荷重の組合せ2.3.3 設計方針

自然現象で
まとめた

5.1.3 悪影響防止等
5.1.4 容量等
5.1.5 環境条件等
5.1.6 操作性及び試験・検査性
5.2 材料及び構造等（第 17 条，第 55 条）
5.2.1 材料について
5.2.2 構造及び強度について
5.2.3 主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。
）について

3.

火災

3.1 火災による損傷の防止（第 11 条，第 52 条）

設備に対す
る要求でま
とめた

5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止（第 18 条，第 56 条）
5.4 耐圧試験等（第 21 条，第 58 条）
5.5 安全弁等（第 20 条，第 57 条）
5.6 逆止め弁（第 30 条）
5.7 内燃機関（第 48 条，第 78 条）
5.7.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設

設備に対す
る要求でま
とめた

5.7.2 可搬型重大事故等対処設備
5.8 電気設備の設計条件（第 48 条，第 78 条）
5.8.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設
3-別 1①-2

5.8.2 可搬型重大事故等対処設備

6.

その他

6.1 立ち入りの防止（第 8 条）
6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止（第 9 条）6.3 安全避難通路等（第 13 条）
6.4 放射性物質による汚染の防止（第 41 条）

その他で
まとめた

4.7 水源，代替水源供給設備

第２章 個別項目○

4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源

原子炉本体

1.

炉心等（第 23，24 条）

2.

原子炉圧力容器

2.1 原子炉圧力容器本体（第 14，17，23，27 条）
2.2 監視試験片（第 22 条）
3.

流体振動等による損傷の防止（第 19 条）

4.7.2 代替水源供給設備
原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）○
1.

原子炉冷却材（第 25 条）

2.

原子炉冷却材再循環設備（第 33 条）

2.1 原子炉冷却材再循環系○

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

3.

原子炉冷却材の循環設備（第 20，27，28，32，33，57，61条）

3-別 1①-3

1.

燃料取扱設備（第 26 条）

2.

燃料貯蔵設備（第 26 条）

3.1 主蒸気系，復水給水系等

3.

計測装置等（第 34，47，69，73 条）

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ

4.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（第 26，69，70，71 条）

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等

4.1 燃料プール冷却浄化系

3.4 逃がし安全弁の機能
3.4.1 逃がし安全弁の容量

4.2 代替燃料プール注水系
4.2.1 使用済燃料プール注水

3.4.2 過渡時自動減圧機能

4.2.2 使用済燃料プールスプレイ

3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復
3.4.4 原子炉冷却材の漏えい量抑制

4.3 代替燃料プール冷却系
4.4 原子炉建屋放水設備

4.

残留熱除去設備（第 26，33，61，62，63，71 条）

4.4.1 大気への拡散抑制

4.1 残留熱除去系

4.4.2 海洋への拡散抑制

4.2 格納容器圧力逃がし装置

4.5 使用済燃料プールの水質維持

4.3 耐圧強化ベント系

4.6 使用済燃料プール接続配管

4.4 水源，代替水源供給設備

5.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（第 32，60，
61，62，71 条）○

蒸気タービン1.

蒸気タービン（第 31 条）

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系

1.1 蒸気タービン本体

5.2 原子炉隔離時冷却系

1.2 蒸気タービンの付属設備

5.3 低圧注水系
5.4 ほう酸水注入系
5.5 高圧代替注水系○
1.

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

1.3 再循環流量制御系

3-別 1①-4

5.7 代替循環冷却系

1.4 ほう酸水注入系

5.8 水源，代替水源供給設備

1.5 原子炉圧力制御系

6.

1.6 原子炉給水制御系

原子炉冷却材補給設備（第 33，61 条）
6.1 原子炉隔離時冷却系
原子炉補機冷却設備（第 33，62，63，64，65，66，69 条）

7.1 残留熱除去系海水系
7.2 緊急用海水系
8.

計測制御系統施設（第 33，36，37，59 条）

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

5.6 低圧代替注水系

7.

計測制御系統施設

原子炉冷却材浄化設備（第 29，33 条）
8.1 原子炉冷却材浄化系

9. 原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置（第28 条）
10. 流体振動等による損傷の防止（第 19 条）

2.

計測装置等（第 34，47，67，68，73 条）
2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事
故等時における計測
2.1.2 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の計測
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃度の計測
2.1.4 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素濃度の計測
2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視

1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏え

2.2 警報装置等

いの拡大防止2.3 計測結果の表示，記録及び保存

1.3.2 固体状の放射性廃棄物の汚染拡大防止

2.4 電源喪失時の計測
3.

1.4 排水路

安全保護装置等（第 35，38，59，61 条）

3.1 安全保護装置

2.

警報装置等（第 47 条）

3.1.1 安全保護装置の機能及び構成
3.1.2 安全保護装置の不正アクセス行為等の被害の防止
3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）○

放射線管理施設
放射線管理施設1.

1.1 放射線管理用計測装置（第 34，47，67，69，73，75，76条）

3.4 過渡時自動減圧機能
3-別 1①-5

3.5 自動減圧機能作動阻止

1.1.1 プロセスモニタリング設備

3.6 試験及び検査

1.1.2 エリアモニタリング設備
1.1.3 固定式周辺モニタリング設備

通信連絡設備（第 46，47，76，77 条）

4.

4.1 通信連絡設備（発電所内）

1.1.4 移動式周辺モニタリング設備

4.2 通信連絡設備（発電所外）

1.1.5 環境測定装置

5.

制御用空気設備（第 61 条）

5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

2.

換気設備，生体遮蔽装置等

2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置（第 38，74，76 条）○
1.

放射性廃棄物の廃棄施設
廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備（第 29，39，40，41 条）

2.2 換気設備（第 14，38，43，74，76 条）
2.2.1 中央制御室換気系

1.1 廃棄物貯蔵設備

2.2.2 緊急時対策所換気系

1.2 廃棄物処理設備

2.2.3 原子炉建屋常用換気系

1.3 汚染拡大防止

2.2.4 タービン建屋換気系

2.2.5 廃棄物処理棟換気系

3.2.8 高圧代替注水系

2.2.6 廃棄物処理建屋換気系

3.2.9 低圧代替注水系

2.2.7 サービス建屋換気系

3.2.10 原子炉建屋放水設備

2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系
2.3 生体遮蔽装置等（第 38，42，63，65，67，74，76 条）

3.3 放射性物質濃度制御設備（第 14，26，43，44，68，74
条）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系○

原子炉格納施設1.

原子炉格納容器

3.4 可燃性ガス濃度制御設備（第 44，63，65，67，68 条）
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

1.1 原子炉格納容器本体等（第 44，63，64，65，66 条）

3.4.2 水素濃度抑制系

1.2 原子炉格納容器隔離弁（第 44 条）

3.4.3 窒素ガス代替注入系

3-別 1①-6

2.

原子炉建屋
2.1 原子炉建屋原子炉棟等（第 26，44，68，74 条）

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置（第 20，57，63，64，65，66 条）
3.2 原子炉格納容器安全設備（第 14，44，64，65，66，70条）
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系
3.2.2 サプレッション・プール冷却系
3.2.3 ほう酸水注入系
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系
3.2.5 代替循環冷却系
3.2.6 格納容器下部注水系
3.2.7 ペデスタル排水系

3.5 原子炉格納容器調気設備（第 44，67 条）
3.5.1 不活性ガス系
3.6 圧力逃がし装置（第 65，67 条）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置
3.7 水源，代替水源供給設備（第 71 条）

○

4.4 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油（第 63，65

非常用電源設備1.

，67，72 条）

非常用電源設備の電源系統
1.1 非常用電源系統（第 45 条）
1.2 代替所内電気系統（第 72 条）

2.

交流電源設備○

常用電源設備（第 45 条）

1.

保安電源設備

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保

2.1 非常用交流電源設備（第 45，72 条）
2.2 常設代替交流電源設備（第 72 条）

1.1.1 機器の損壊，故障その他の異常の検知と拡大防止

2.3 緊急時対策所用発電機（第 76 条）

1.1.2 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安定性回
復2.4 可搬型代替交流電源設備（第 72 条）

1.2 電線路の独立性及び物理的分離

2.5 窒素供給装置用電源車（第 63，65，67 条）
3-別 1①-7

3.

1.3 発電用原子炉施設への電力供給確保

直流電源設備及び計測制御用電源設備

3.1 常設直流電源設備（第 16，45，72 条）
3.2 可搬型代替直流電源設備（第 72 条）
3.3 緊急時対策所用蓄電池（第 76 条）○

補助ボイラー（第 48 条）

1.

所内ボイラ

3.4 可搬型蓄電池（第 61 条）

1.1 所内ボイラの機能

3.5 計測制御用電源設備（第 45 条）

1.2 所内ボイラの設計条件

4.

燃料設備

4.1 軽油貯蔵タンクから非常用ディーゼル発電機等への給油（第 45，72 条）
4.2 軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油（第72 条）
4.3 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクから緊急時対策
所用発電機への給油（第 76 条）○
1.

火災防護設備（第 11，52 条）
火災防護設備の基本設計方針

○1.

浸水防護施設（第 6，12，51，54 条）

70，71 条）津波による損傷の防止
1.1 耐津波設計の基本方針

補機駆動用燃料設備（第 11，62，63，64，65，66，67，69，○1.

補機駆動用燃料設備

1.2 入力津波の設定
1.3 津波防護対策
1.4 津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

非常用取水設備（第 6，33，62，63，64，65，66，69，70，71○

条）
2. 発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止

1.

非常用取水設備の基本設計方針

2.1 溢水防護等の基本方針
3-別 1①-8

2.2 防護すべき設備の設定
2.3 溢水源及び溢水量の設定
2.4 溢水防護区画及び溢水経路の設定
2.5 防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針
2.6 防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針
2.7 管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設
計方針
2.8 溢水防護上期待する浸水防護施設の構造強度設計○

緊急時対策所（第 46，76 条）

1.

緊急時対策所

1.1 緊急時対策所の設置等

各施設の基本設計方針記載事項と技術基準規則の各条文との対比一覧表
凡例 ： ●基本設計方針の変更有り， ▲基本設計方針の変更なし， ○他施設の基本設計方針を呼び込みするもの

設計基準対象施設
4

分類
共通項目／原子炉施設の種類

78

外地 地 津 部
盤 震 波 衝
撃

立
ち
入
り
防
止

○ ○ ○ ○

9

不
法
侵
入

急
避
傾 火 溢 難斜 災 水 通
路
地

○

安
全
設
備

設
計
基
準
対
象
施
設

全
交
流
電
源
喪
失

材
料
構
造

破
壊
の
防
止

流
耐
安
体
圧
全
振
試
弁
験
動

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

バ 一
ウ 次
燃
一
バ ン 冷
監
料
熱
ウ ダ 却
視 炉
次
遮
取
試 心
冷
ン リ 材
蔽
扱
却
ダ 隔 処
験 等
設
材
材
リ 離 理
片
備
装 装
置 置
○

非
常
蒸
用
逆 気
循 計
炉
止 タ
環 測
心
め
設 装
冷
弁 ビ
備 置
却
ン
設
備

○

○

安
全
保
護
装
置

○ ○ ○

廃 廃
原
棄 棄 汚
反
子
物 物 染
応 制
炉
処 貯 の
度 御
制
理 蔵 防
制 棒
御
設 設 止
御
室
備 備

○

生
体
遮
蔽

換
気
設
備

原
子
炉
格
納
施
設

保
安
電
源
設
備

緊
急
時
対
策
所

重
大
事
警
特
故
報
準 地 地 津 火 重等
装
用 盤 震 波 災 設
置
対
備
処
等
設
備

最
C 下
低 終
V 部
圧 ヒ C 過 溶時
V 圧 融の ト 冷 破 炉
冷 シ 却 損 心
却 ン
防 冷
止 却
ク

C
V
水
素
爆
発

原
子
炉 S
建 F
屋 P
水 冷
素 却
爆
発

拡
散
抑
制

水
の
供
給

電
源
設
備

計
装
設
備

原
子
炉
制
御
室

監
視
測
定
設
備

緊
急
時 通 準
対 信 用
策
所

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○●1.1 地盤

材
料
構
造

バ
高 ウ
破
耐
圧 ン
壊 安
未
圧
時 ダ
の 全
臨
試
の リ
防 弁
界
験
冷 の
止
却 減
圧

共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 共 共 個 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共
通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 通 通 別 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通

●

1．地盤等

▲

1.2 急傾斜地の崩壊の防止
共 通 項

●

2.1 地震による損傷の防止●○

2.2 津波による損傷の防止

2．自然現象

重大事故等対処施設

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78

ー

技術基準規則及び解釈 追加要求事項（○有）

6

ー

条文

5

目

2.3 外部からの衝撃による損傷の防止（ 原 子 炉 冷 却 系 統 施 設

3．火災

3.1 火災による損傷の防止

4．溢水等

4.1 溢水等による損傷の防止○

浸水防護施設の基本設計方針に基づく設計
●

●
○

○

火災防護設備の基本設計方針に基づく設計○○

浸水防護施設の基本設計方針に基づく設計

5.1 安全設備，設計基準対象施設及び重大事
故等対処設備● ●●▲5.2 材料及び構造等●▲

5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止●▲

5.4 耐圧試験等
5．設備に対する要求

●

▲

に 纏

5.5 安全弁等●▲

5.6 逆止め弁

めて 記 載

5.7 内燃機関●●

5.8 電気設備の設計条件

●

●

▲

）

6.1 立ち入りの防止
6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等
の防止
6．その他

●
●

6.3 安全避難通路等▲

6.4 放射性物質による汚染の防止

原子炉本体
▲ ▲

1.炉心等

▲

2.1 原子炉圧力容器本体

▲

▲

▲

2.原子炉圧力容器▲

2.2 監視試験片▲

3.流体振動等による損傷の防止

個
別

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
1.燃料取扱設備●

2.燃料貯蔵設備●●

3.計測装置等

項

●

●

▲

4.1 燃料プール冷却浄化系●

4.2 代替燃料プール注水系

目●

4.3 代替燃料プール冷却系
4.4 原子炉建屋放水設備
4.使用済燃料貯蔵槽冷却 散抑制）
浄化設備
4.4 原子炉建屋放水設備
散抑制）●（4.4.1 大気への拡● ●（4.4.2 海洋への拡●4.5 使用済燃料プールの水質維持▲

4.6 使用済燃料プール接続配管▲

4.7 水源，代替水源供給設備●

3-別1②-1

各施設の基本設計方針記載事項と技術基準規則の各条文との対比一覧表
凡例 ： ●基本設計方針の変更有り， ▲基本設計方針の変更なし， ○他施設の基本設計方針を呼び込みするもの

設計基準対象施設
4

分類
共通項目／原子炉施設の種類

78

外地 地 津 部
盤 震 波 衝
撃

立
ち
入
り
防
止

○ ○ ○ ○

9

不
法
侵
入

○

重大事故等対処施設

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78

急避
傾 火 溢 難斜 災 水 通
路
地

安
全
設
備

設
計
基
準
対
象
施
設

全
交
流
電
源
喪
失

材
料
構
造

破
壊
の
防
止

流
耐
安
体
圧
全
振
試
弁
験
動

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

バ 一
ウ 次
燃
一
バ ン 冷
監
料
熱
ウ ダ 却
視 炉
次
遮
取
試 心
冷
ン リ 材
蔽
扱
却
ダ 隔 処
験 等
設
材
材
リ 離 理
片
備
装 装
置 置
○

○

非
常
蒸
用
逆 気
循 計
炉
止 タ
環 測
心
め
設 装
冷
弁 ビ
備 置
却
ン
設
備
○

安
全
保
護
装
置

○ ○ ○

廃 廃
原
棄 棄 汚
反
子
物 物 染
応 制
炉
処 貯 の
度 御
制
理 蔵 防
制 棒
御
設 設 止
御
室
備 備

○

生
体
遮
蔽

換
気
設
備

原
子
炉
格
納
施
設

保
安
電
源
設
備

緊
急
時
対
策
所

重
大
事
警
特
故
報
準 地 地 津 火 重等
装
用 盤 震 波 災 設
置
対
備
処
等
設
備

材
料
構
造

バ
高 ウ
破
耐
圧 ン
壊 安
未
圧
時 ダ
の 全
臨
試
の リ
防 弁
界
験
冷 の
止
却 減
圧

最
C 下
低 終
V 部
圧 ヒ C 過 溶時
V 圧 融の ト 冷 破 炉
冷 シ 却 損 心
却 ン
防 冷
止 却
ク
ー

技術基準規則及び解釈 追加要求事項（○有）

6

ー

条文

5

C
V
水
素
爆
発

原
子
炉 S
建 F
屋 P
水 冷
素 却
爆
発

拡
散
抑
制

水
の
供
給

電
源
設
備

計
装
設
備

原
子
炉
制
御
室

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○▲1.原子炉冷却材
2.原子炉冷却材再循環設
2.1 原子炉冷却材再循環系
備▲

3.1 主蒸気系，復水給水系等▲●

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ●

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等▲

3.4 逃がし安全弁の機能●▲▲

4.1 残留熱除去系

●
● ● ●

▲

4.2 格納容器圧力逃がし装置●

4.3 耐圧強化ベント系●

4.残留熱除去設備●

4.4 水源，代替水源供給設備
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ
系

個

● ● ●

▲

●

5.2 原子炉隔離時冷却系

別
項
目

●

▲

5.3 低圧注水系
5.非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

5.4 ほう酸水注入系●

5.5 高圧代替注水系●

5.6 低圧代替注水系(常設/可搬型）●

5.7 代替循環冷却系●●

5.8 水源，代替水源供給設備
6.原子炉冷却材補給設備 6.1 原子炉隔離時冷却系●

7.1 残留熱除去系海水系●●● ● ● ● ●7.原子炉補機冷却設備● ● ● ● ●7.2 緊急用海水系▲

8.原子炉冷却材浄化設備 8.1 原子炉冷却材浄化系

●

▲

▲

9.原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置
10.流体振動等による損傷の防止

緊
急
時 通 準
対 信 用
策
所

共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 共 共 個 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共
通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 通 通 別 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通

原子炉冷却系統施設(蒸気タービンを除く）

3.原子炉冷却材の循環設
備

監
視
測
定
設
備

▲

原子炉冷却系統施設（蒸気タービン）
1.1 蒸気タービン本体▲

1.2 蒸気タービンの付属設備▲

1.蒸気タービン

3-別1②-2

各施設の基本設計方針記載事項と技術基準規則の各条文との対比一覧表
凡例 ： ●基本設計方針の変更有り， ▲基本設計方針の変更なし， ○他施設の基本設計方針を呼び込みするもの

設計基準対象施設
4

分類
共通項目／原子炉施設の種類

78

外地 地 津 部
盤 震 波 衝
撃

立
ち
入
り
防
止

○ ○ ○ ○

9

不
法
侵
入

○

重大事故等対処施設

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78

急避
傾 火 溢 難斜 災 水 通
路
地

安
全
設
備

設
計
基
準
対
象
施
設

全
交
流
電
源
喪
失

材
料
構
造

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

破
壊
の
防
止

流
耐
安
体
圧
全
振
試
弁
験
動

バ 一
ウ 次
燃
一
バ ン 冷
監
料
熱
ウ ダ 却
視 炉
次
遮
取
試 心
冷
ン リ 材
蔽
扱
却
ダ 隔 処
験 等
設
材
材
リ 離 理
片
備
装 装
置 置
○

○

非
常
蒸
用
逆 気
循 計
炉
止 タ
環 測
心
め
設 装
冷
弁 ビ
備 置
却
ン
設
備
○

安
全
保
護
装
置

廃 廃
原
棄 棄 汚
反
子
物 物 染
応 制
炉
処 貯 の
度 御
制
理 蔵 防
制 棒
御
設 設 止
御
室
備 備

○ ○ ○

生
体
遮
蔽

換
気
設
備

○

原
子
炉
格
納
施
設

保
安
電
源
設
備

緊
急
時
対
策
所

重
大
事
警
特
故
報
準 地 地 津 火 重等
装
用 盤 震 波 災 設
置
対
備
処
等
設
備

材
料
構
造

バ
高 ウ
破
耐
圧 ン
壊 安
未
圧
時 ダ
の 全
臨
試
の リ
防 弁
界
験
冷 の
止
却 減
圧

最
C 下
低 終
V 部
圧 ヒ C 過 溶時
V 圧 融の ト 冷 破 炉
冷 シ 却 損 心
却 ン
防 冷
止 却
ク
ー

技術基準規則及び解釈 追加要求事項（○有）

6

ー

条文

5

C
V
水
素
爆
発

原
子
炉 S
建 F
屋 P
水 冷
素 却
爆
発

拡
散
抑
制

水
の
供
給

電
源
設
備

計
装
設
備

原
子
炉
制
御
室

監
視
測
定
設
備

緊
急
時 通 準
対 信 用
策
所

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 共 共 個 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共
通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 通 通 別 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通計測制御系統施設▲

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通▲

1.2 制御棒及び制御棒駆動系▲ ▲▲1.3 再循環流量制御系
1.計測制御系統施設●▲

1.4 ほう酸水注入系
1.5 原子炉圧力制御系▲

1.6 原子炉給水制御系

▲
● ●

▲

2.1 計測装置●▲

2.2 警報装置等
2.計測装置等●●

2.3 計測結果の表示，記録及び保存●

2.4 電源喪失時の計測●

3.1 安全保護装置

3.安全保護装置等▲

3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）●

3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト
リップ機能）●●

3.4 過渡時自動減圧機能●

3.5 自動減圧機能作動阻止

個
別
項

●

▲

3.6 試験及び検査
4.1 通信連絡設備（発電所内）

● ●

● ●

4.2 通信連絡設備（発電所外）

● ●

● ●

4.通信連絡設備5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.制御用空気設備●

放射性廃棄物の廃棄施設
目▲

1.1 廃棄物貯蔵設備
1.廃棄物貯蔵設備，廃棄
物処理設備

▲

1.2 廃棄物処理設備●

1.3 汚染拡大防止▲ ▲1.4 排水路▲ ▲ ▲▲2.警報装置等

放射線管理施設
1.放射線管理施設●

1.1 放射線管理用計測装置
2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置
2.2 換気設備
2.2.1 中央制御室換気系

●

▲

●

● ●
●

●
●

●

●

●

▲

●

2.2.2 緊急時対策所換気系

2.換気設備，生体遮蔽装
置等

2.2.3 原子炉建屋常用換気系▲

2.2.4 タービン建屋換気系▲

2.2.5 廃棄物処理棟換気系▲

2.2.6 廃棄物処理建屋換気系▲

2.2.7 サービス建屋換気系▲

2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系▲

2.3 生体遮蔽装置等

●

▲

▲

●

●

●

●

3-別1②-3●

各施設の基本設計方針記載事項と技術基準規則の各条文との対比一覧表
凡例 ： ●基本設計方針の変更有り， ▲基本設計方針の変更なし， ○他施設の基本設計方針を呼び込みするもの

設計基準対象施設
4

分類
共通項目／原子炉施設の種類

78

外地 地 津 部
盤 震 波 衝
撃

立
ち
入
り
防
止

○ ○ ○ ○

9

不
法
侵
入

○

重大事故等対処施設

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78

急避
傾 火 溢 難斜 災 水 通
路
地

安
全
設
備

設
計
基
準
対
象
施
設

全
交
流
電
源
喪
失

材
料
構
造

破
壊
の
防
止

流
耐
安
体
圧
全
振
試
弁
験
動

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

バ 一
ウ 次
燃
一
バ ン 冷
監
料
熱
ウ ダ 却
視 炉
次
遮
取
試 心
冷
ン リ 材
蔽
扱
却
ダ 隔 処
験 等
設
材
材
リ 離 理
片
備
装 装
置 置
○

○

非
常
蒸
用
逆 気
循 計
炉
止 タ
環 測
心
め
設 装
冷
弁 ビ
備 置
却
ン
設
備
○

安
全
保
護
装
置

○ ○ ○

廃 廃
原
棄 棄 汚
反
子
物 物 染
応 制
炉
処 貯 の
度 御
制
理 蔵 防
制 棒
御
設 設 止
御
室
備 備

○

生
体
遮
蔽

換
気
設
備

原
子
炉
格
納
施
設

保
安
電
源
設
備

緊
急
時
対
策
所

重
大
事
警
特
故
報
準 地 地 津 火 重等
装
用 盤 震 波 災 設
置
対
備
処
等
設
備

材
料
構
造

バ
高 ウ
破
耐
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壊 安
未
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時 ダ
の 全
臨
試
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界
験
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止
却 減
圧

最
C 下
低 終
V 部
圧 ヒ C 過 溶時
V 圧 融の ト 冷 破 炉
冷 シ 却 損 心
却 ン
防 冷
止 却
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技術基準規則及び解釈 追加要求事項（○有）

6

ー

条文

5

C
V
水
素
爆
発

原
子
炉 S
建 F
屋 P
水 冷
素 却
爆
発

拡
散
抑
制

水
の
供
給

電
源
設
備

計
装
設
備

原
子
炉
制
御
室

監
視
測
定
設
備

緊
急
時 通 準
対 信 用
策
所

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 共 共 個 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共
通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 通 通 別 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通原子炉格納施設
1.1 原子炉格納容器本体等▲

1.2 原子炉格納容器隔離弁●● ● ● ●

1.原子炉格納容器

2.原子炉建屋▲

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

●

▲
●

▲

3.1 真空破壊装置●

3.2.2 サプレッション・プール冷却系● ● ● ●

▲

●

▲

●
●

3.2.3 ほう酸水注入系●

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系● ●3.2.5 代替循環冷却系

3.圧力低減設備その他の安全設備

3.2.6 格納容器下部注水系●

3.2.7 ペデスタル排水系●

3.2.8 高圧代替注水系●

3.2.9 低圧代替注水系●●

3.2.10 原子炉建屋放水設備個

3.3 放射性物質濃度制御設備
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系●▲

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

別

●

▲ ▲

●
●

3.4.3 水素ガス代替注入系
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系

目

●

▲

3.4.2 水素濃度抑制系

項

●

●

●
●

▲

3.6 圧力逃がし装置
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置●●●

3.7 水源，代替水源供給設備

非常用電源設備
1.非常用電源設備
の電源系統

そ
の
他
発
電
用
原
子
炉
の
附
属
施
設

●

1.1 非常用電源系統●

1.2 代替所内電気系統●▲

2.1 非常用交流電源設備●

2.2 常設代替交流電源設備
2.交流電源設備●

2.3 緊急時対策所用発電機●

2.4 可搬型代替交流電源設備●

2.5 窒素供給装置用電源車
3.1 常設直流電源設備

●

●

●

3.2 可搬型代替直流電源設備
3.直流電源設備及び計測制御用電源 3.3 緊急時対策所用蓄電池設備●●

3.4 可搬型蓄電池
3.5 計測制御用電源設備

●

●

●

●

3-別1②-4

各施設の基本設計方針記載事項と技術基準規則の各条文との対比一覧表
凡例 ： ●基本設計方針の変更有り， ▲基本設計方針の変更なし， ○他施設の基本設計方針を呼び込みするもの

設計基準対象施設
4

分類
共通項目／原子炉施設の種類

78

外地 地 津 部
盤 震 波 衝
撃

立
ち
入
り
防
止

○ ○ ○ ○

9

不
法
侵
入

○

重大事故等対処施設

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78

急避
傾 火 溢 難斜 災 水 通
路
地

安
全
設
備

設
計
基
準
対
象
施
設

全
交
流
電
源
喪
失

材
料
構
造

破
壊
の
防
止

流
耐
安
圧
体
全
試
振
弁
験
動

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

バ 一
ウ 次
燃
バ ン 冷
一
監
料
熱
次
ウ ダ 却
視 炉
取
遮
ン リ 材
冷
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扱
蔽
ダ 隔 処
却
験 等
設
材
リ 離 理
材
片
備
装 装
置 置
○

非
常
蒸
用
逆 気
循 計
炉
止 タ
環 測
心
め
設 装
冷
弁 ビ
備 置
却
ン
設
備
○

○ ○ ○

廃 廃
原
棄 棄 汚
反
子
物 物 染
応 制
炉
処 貯 の
度 御
制
理 蔵 防
制 棒
御
設 設 止
御
室
備 備

○

生
体
遮
蔽

換
気
設
備

原
子
炉
格
納
施
設

保
安
電
源
設
備

緊
急
時
対
策
所

重
大
事
警
特
故
報
準 地 地 津 火 重等
装
用 盤 震 波 災 設
置
対
備
処
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設
備

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構
造

バ
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破
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V 圧 融の ト 冷 破 炉
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水
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発

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子
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建 F
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水 冷
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拡
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制

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給

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源
設
備

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備

原
子
炉
制
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備

緊
急
時 通 準
対 信 用
策
所

○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 共 共 個 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共 個 個 個 個 個 個 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 共 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 個 共
通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 通 通 別 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通 別 別 別 別 別 別 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 通 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 別 通

4.1 軽油貯蔵タンクからディーゼル発電機等への給油
4.燃料設備

安
全
保
護
装
置

ー

技術基準規則及び解釈 追加要求事項（○有）

6

ー

条文

5

●

●

4.2 軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置
への給油●

4.3 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
から緊急時対策所用発電機への給油●

4.4 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給
油

●

●

●

●

常用電源設備

1.保安電源設備

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保●1.2 電線路の独立性及び物理的分離●

1.3 発電用原子炉施設への電力供給確保●

補助ボイラー▲

1.所内ボイラ

火災防護設備

個
別
項
目

●

●

1.火災防護設備の基本設計方針

そ
の
他
発
電
用
原
子
炉
の
附
属
施
設

浸水防護施設1.津波による損傷の防止

1.1 耐津波設計の基本方針

●

●

●

1.2 入力津波の設定

●

●

●

1.3 津波防護対策

●

●

●

1.4 津波防護対策に必要な浸水防護施設の設
計

●

●

●

2.1 溢水防護等の基本方針●

2.2 防護すべき設備の設定●

2.3 溢水源及び溢水量の設定●

2.4 溢水防護区画及び溢水経路の設定●

2.発電用原子炉施設内における溢水 2.5 防護すべき設備を内包する建屋内及びエリ等による損傷の防 ア内で発生する溢水に関する溢水評価及び防止
護設計方針
2.6 防護すべき設備を内包する建屋外及びエリ
ア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針
2.7 管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針

●

●
●
●

2.8 溢水防護上期待する浸水防護施設の構造
強度設計●

補機駆動用燃料設備●

1.補機駆動用燃料設備● ● ● ● ● ●● ● ●● ● ● ● ●● ● ●非常用取水設備
1.非常用取水設備の基本設計方針○

浸水防護施設の基本設計方針に基づく設計●

緊急時対策所
1.緊急時対策所

1.1緊急時対策所の設置等●●

3-別1②-5/E

別紙２

原子炉本体の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

炉心等

実用炉規則別表第二（参考）1.

炉型式，定格熱出力等2.

炉心(1) 炉心形状(2) 燃料材の種類等(3) 燃料材の最高温度(4) 熱的制限値(5) 炉心支持構造物
2.

原子炉圧力容器

3.

反射材

4.

原子炉圧力容器

2.1 原子炉圧力容器本体(1) 原子炉圧力容器

2.2 監視試験片(2) 原子炉圧力容器支持構造物(3) 原子炉圧力容器付属構造物(4) 原子炉圧力容器内部構造物

3.

流体振動等による損傷の防止

3-別 2-1

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）1.

燃料取扱設備

燃料取扱設備(1)

新燃料又は使用済燃料を取り扱う機
器(2) 原子炉ウェル(3) 使用済燃料運搬用容器
2.

2.

燃料貯蔵設備新燃料貯蔵設備(1) 新燃料貯蔵庫(2) 新燃料貯蔵ラック
3.

使用済燃料貯蔵設備(1) 使用済燃料貯蔵槽(2) 使用済燃料運搬用容器ピット(3) 使用済燃料貯蔵ラック(4) 破損燃料貯蔵ラック(5) 制御棒貯蔵ラック(6) 制御棒貯蔵ハンガ(7) 使用済燃料貯蔵用容器
3.

(8)

計測装置等

使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置(9)

使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監
視する装置

4.

4.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

4.1 燃料プール冷却浄化系(1) 熱交換器

4.2 代替燃料プール注水系(2) ポンプ

4.2.1 使用済燃料プール注水(3) 容器4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水(4) 貯蔵槽(1)ライン）を使用した使用済燃(5) スキマサージ槽

料プール注水(6) ろ過装置

常設低圧代替注水系ポンプ(7) 主要弁による代替燃料プール注水(8) 主配管系（注水ライン）3-別 2-2

基本設計方針 第２章 個別項目
(2)

実用炉規則別表第二（参考）

可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）

4.2.1.2 代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プール注水(1)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）(2)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ
4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイ(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
4.2.2.2 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレ
イ
4.3 代替燃料プール冷却系
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
4.4.2 海洋への拡散抑制
4.5 使用済燃料プールの水質維持
3-別 2-3

基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）

4.6 使用済燃料プール接続配管
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1

重大事故等の収束に必要となる
水源

4.7.2 代替水源供給設備

3-別 2-4

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）原子炉冷却材1.

原子炉冷却材2.

原子炉圧力容器本体の炉心の原子炉冷却材の流量等2.

3.

原子炉冷却材再循環設備

原子炉冷却材再循環設備(1) ポンプ

2.1 原子炉冷却材再循環系(2) 主要弁(3) 主配管
3.

4.

原子炉冷却材の循環設備

原子炉冷却材の循環設備

3.1 主蒸気系，復水給水系等(1) 熱交換器

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ(2) ポンプ

3.3

原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離(3) 容器装置等(4) ろ過装置(5) 主蒸気流量制限器

3.4 逃がし安全弁の機能
3.4.1 逃がし安全弁の容量(6) 安全弁及び逃がし弁

3.4.2 過度時自動減圧機能(7) 主要弁

3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機(8) 主配管

能回復
3.4.4 原子炉冷却材の漏えい量抑制
4.

5.

残留熱除去設備

残留熱除去設備

4.1 残留熱除去系(1) 冷却塔又は冷却池

4.2 格納容器圧力逃がし装置(2) 熱交換器

4.3 耐圧強化ベント系(3) ポンプ

4.4 水源，代替水源供給設備(4) 圧縮機

4.4.1

重大事故等の収束に必要となる(5) ろ過装置

水源(6) 安全弁及び逃がし弁

4.4.2 代替水源供給設備(7) 主要弁(8) 主配管(9) 送風機(10) 排風機
3-別 2-5

基本設計方針 第２章 個別項目
5.

実用炉規則別表第二（参考）

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水

6.

設備

設備
5.1

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水

高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心ス(1) ポンプ

プレイ系(2) 容器5.2 原子炉隔離時冷却系(3) 貯蔵槽

5.3 低圧注水系(4) ろ過装置

5.4 ほう酸水注入系(5) 安全弁及び逃がし弁

5.5 高圧代替注水系(6) 主要弁

5.6 低圧代替注水系（常設/可搬型）(7) 主配管

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
5.7 代替循環冷却系
5.8 水源，代替水源供給設備
5.8.1

重大事故等の収束に必要となる
水源

5.8.2 代替水源供給設備
6.

原子炉冷却材補給設備

6.1 原子炉隔離時冷却系

7.

原子炉冷却材補給設備(1) ポンプ(2) 容器(3) 貯蔵槽(4) 主要弁(5) 主配管

7.

原子炉補機冷却設備

8.

原子炉補機冷却設備

7.1 残留熱除去系海水系(1) 冷却塔又は冷却池

7.2 緊急用海水系(2) 熱交換器(3) ポンプ(4) 圧縮機(5) 容器(6) ろ過装置(7) 安全弁及び逃がし弁
3-別 2-6

基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）(8) 主要弁(9) 主配管(10) 送風機(11) 排風機

8.

原子炉冷却材浄化設備
9.

8.1 原子炉冷却材浄化系

原子炉冷却材浄化設備(1) 熱交換器(2) ポンプ(3) ろ過装置(4) 安全弁及び逃がし弁(5) 主要弁(6) 主配管
9.

原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置

10. 原子炉格納容器内の一次冷却材の漏えいを監視する装置

10. 流体振動等による損傷の防止

3-別 2-7

蒸気タービンの基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

蒸気タービン1.1

蒸気タービン本体

実用炉規則別表第二（参考）1.

蒸気タービン本体(1) 種類，定格出力等(2) 車室，円板等(3) 調速装置及び非常調速装置(4) 復水器

1.2

蒸気タービンの付属設備

2.

蒸気タービンの附属設備(1) 冷却塔又は冷却池(2) 熱交換器(3) 給水ポンプ(4) 管等

3-別 2-8

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。
）の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）

計測制御系統施設

1.1

1.

制御方式及び制御方法

反応度制御系統及び原子炉停止系統(1) 発電用原子炉の制御方式共通(2) 発電用原子炉の制御方法

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

2.

制御材

1.3 再循環流量制御系(1) 制御棒1.4 ほう酸水注入系(2) ほう酸水

1.5 原子炉圧力制御系

3.

1.6 原子炉給水制御系(1) 制御棒駆動機構

制御材駆動装置(2) 制御棒駆動水圧設備
4.

ほう酸水注入設備(1) ポンプ(2) 容器(3) 安全弁及び逃がし弁(4) 主要弁(5) 主配管
2.

5.

計測装置等

(1)

2.1 計測装置
2.1.1

2.1.3

(2)

2.1.5

原子炉容器本体の入口又は出口の原

ける計測

子炉冷却材の圧力，温度又は流量（代原子炉格納容器内の水素濃度及

替注水の流量を含む。
）を計測する装び酸素濃度の計測

置

格納容器フィルタベント設備排(3)

原子炉圧力容器本体内の圧力又は水位を計測する装置

気経路内の水素濃度の計測
2.1.4

起動領域計測装置及び出力領域計測装置

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事故等時にお

2.1.2

計測装置

原子炉格納容器から原子炉建屋(4) 原子炉格納容器本体内の圧力，温度，

原子炉棟に漏えいした水素濃度

酸素ガス濃度又は水素ガス濃度を計

の計測

測する装置

静的触媒式水素再結合器の作動(5)

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る容器内又は貯蔵槽内の状態監視

水位を計測する装置

2.2 警報装置等
3-別 2-9

基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）(6)

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

原子炉冷却材浄化設備に係る原子炉
冷却材の水質を計測する装置

2.4 電源喪失時の計測(7) 原子炉冷却材再循環流量を計測する装置(8) 制御棒の位置を計測する装置(9) 制御棒駆動水の圧力を計測する装置(10) 原子炉格納容器本体への冷却材流量を計測する装置(11) 原子炉格納容器本体の水位を計測する装置(12) 原子炉建屋内の水素ガス濃度を計
測する装置

3.

6.

原子炉非常停止信号7.

工学的安全施設等の起動信号

8.

制御用空気設備

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1 安全保護装置の機能及び構成
3.1.2

安全保護装置の不正アクセス行
為等の被害の防止

3.2

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入
機能）

3.3

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポ
ンプトリップ機能）

3.4 過渡時自動減圧機能
3.5 自動減圧機能作動阻止
3.6 試験及び検査
4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）
4.2 通信連絡設備（発電所外）
5.

制御用空気設備

5.1

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧(1) 圧縮機するための設備(2) 容器3-別 2-10

基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）(3) 安全弁(4) 主要弁(5) 主配管
9.

原子炉冷却材再循環ポンプ電源装置(1)

原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波
数電源装置

(2)

原子炉冷却材再循環ポンプＭＧセッ
ト
発電用原子炉の運転を管理するため

10.

の制御装置に係るものにあっては次の事項(1) 制御方式(2)

中央制御室機能及び中央制御室外原

子炉停止機能(3) 緊急時制御室操作機能

3-別 2-11放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備

1.1 廃棄物貯蔵設備

実用炉規則別表第二（参考）1.

気体，液体又は固体廃棄物貯蔵設備(1) ポンプ(2) 容器(3) 貯蔵槽(4) ろ過装置(5) 主配管(6) 廃棄物貯蔵庫

1.2 廃棄物処理設備

2.

気体，液体又は固体廃棄物処理設備(1) 熱交換器(2) ポンプ(3) 圧縮機(4) 容器(5)

流体状の放射性廃棄物の運搬用容器（放射性物質の濃度が三十七ミリベ
クレル毎立方センチメートル（流体が液体の場合にあっては，三十七キ
ロベクレル毎立方センチメートル）以上の流体状の放射性物質を内包す
るものに限る。
）(6)

固体状の放射性物質（原子炉冷却材
圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射化された主要な廃棄物に限る。
）の運搬用容器(7) 貯蔵槽(8) ろ過装置(9) 主要弁(10) 主配管(11) 送風機(12) 排風機(13) ブロワ(14) 減容・固化設備に係る焼却装置，
3-別 2-12

基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）
溶融装置，圧縮装置，アスファル
ト固化装置，セメント固化装置，ガラス固化装置又はプラスチック
固化装置に係る主要機器のうち(1)から(13)までに掲げるもの以外の主要機器(15) 排気口(16) 排気筒

1.3 汚染拡大防止
1.3.1

流体状の放射性廃棄物の漏えい

3.

堰その他の設備

し難い構造及び漏えいの拡大防(1) 原子炉格納容器本体外に設置される
流体状の放射性廃棄物（気体状のも止(1) 漏えいし難い構造のを除く。以下同じ。
）を内包する(2) 漏えいの拡大防止

容器（放射性物質の濃度が三十七キ(3)

放射性廃棄物処理施設に係る堰

ロベクレル毎立方センチメートル以の施設

上の流体状の放射性廃棄物を内包す

放射性廃棄物貯蔵施設に係る堰るものに限る。
）からの流体状の放の施設

射性廃棄物の漏えいの拡大を防止す

固体状の放射性廃棄物の汚染拡るために施設する堰

(4)
1.3.2

大防止

(2) 原子炉格納容器本体外に設置される
流体状の放射性廃棄物を内包する容1.4 排水路

器からの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（放射性廃棄物運搬用容器にあっては，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設備）
2.

警報装置等
4.

原子炉格納容器本体外の廃棄物貯蔵設備又は廃棄物処理設備からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装
置又は自動警報装置

3-別 2-13

放射線管理施設の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）

放射線管理施設1.

放射性管理用計測装置(1) プロセスモニタリング設備

1.1 放射線管理用計測装置
1.1.1 プロセスモニタリング設備(2) エリアモニタリング設備

1.1.2 エリアモニタリング設備(3) 固定式周辺モニタリング設備

1.1.3 固定式周辺モニタリング設備(4) 移動式周辺モニタリング設備

1.1.4 移動式周辺モニタリング設備
1.1.5 環境測定装置
2.

2.

換気設備，生体遮蔽装置等

2.1

換気設備

中央制御室及び緊急時対策所の居住(1) 容器性を確保するための防護措置(2) 主要弁

2.2 換気設備(3) 主配管

2.2.1 中央制御室換気系(4) 送風機

2.2.2 緊急時対策所換気系(5) 排風機

2.2.3 原子炉建屋常用換気系(6)フィルター（公衆の放射線障害の防2.2.4 タービン建屋換気系

止及び中央制御室の従事者等の放射2.2.5 廃棄物処理棟換気系

線防護を目的として設置するものに2.2.6 廃棄物処理建屋換気系）
限る。

2.2.7 サービス建屋換気系
2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系
2.3 生体遮蔽装置等

3.

生体遮蔽装置（一次遮蔽，二次遮蔽，補助遮蔽，中央制御室遮蔽，原子炉遮蔽並
びに緊急時制御室及び緊急時対策所において従事者等の放射線防護を目的として設置するものに限る。使用済燃料
運搬用容器の放射線遮蔽材，使用済燃料貯蔵用容器の放射線遮蔽材，放射性廃棄物運搬用容器の放射線遮蔽材及び）一時的に設置するものを除く。

3-別 2-14

原子炉格納施設の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）原子炉格納容器1.

原子炉格納容器

1.1 原子炉格納容器本体等(1) 原子炉格納容器本体

1.2 原子炉格納容器隔離弁(2) 機器搬出入口(3) エアロック(4)

原子炉格納容器配管貫通部及び電気
配線貫通部

2.

2.

原子炉建屋

原子炉建屋

(1) 原子炉建屋原子炉棟

2.1 原子炉建屋原子炉棟等(2) 機器搬出入口(3) エアロック(4) 原子炉建屋基礎スラブ
3.

3.

圧力低減設備その他の安全設備

圧力低減設備その他の安全設備(1) 真空破壊装置

3.1 真空破壊装置(2) ダイヤフラムフロア(3) ダウンカマ(4) ベント管(5) ベントヘッダ(6) 原子炉格納容器安全設備
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系
3.2.2 サプレッション・プール冷却系
3.2.3 ほう酸水注入系
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替格納容器スプレイ

3.2.5 代替循環冷却系
3.2.6 格納容器下部注水系
3-別 2-15

基本設計方針 第２章 個別項目
(1)

実用炉規則別表第二（参考）

常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）
への注水

(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）
への注水

3.2.7 ペデスタル排水系
3.2.8 高圧代替注水系
3.2.9 低圧代替注水系
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1)

大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応(2) 海洋への拡散抑制(7)3.3 放射性物質濃度制御設備

放射性物質濃度制御設備及び可燃性
ガス濃度制御設備並びに格納容器再3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

循環設備

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系
3.4.2 水素濃度抑制系
3.4.3 窒素ガス代替注入系(8) 原子炉格納容器調気設備

3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系
3.6 圧力逃がし装置(9) 圧力逃がし装置

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1)

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止(2)

格納容器圧力逃がし装置による水素排出

3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1

重大事故等の収束に必要となる
水源

3.7.2 代替水源供給設備

3-別 2-16

非常用電源設備の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）1.

常用電源設備との切換方法

1.1 非常用電源系統

2.

非常用発電装置

1.2 代替所内電気系統(1) ガスタービン

1.

非常用電源設備の電源系統(2) 内燃機関
2.

(3)

交流電源設備ガスタービン及び内燃機関以外を用いた発電装置

2.1 非常用交流電源設備
2.2 常設代替交流電源設備(4) 燃料設備

2.3 緊急時対策所用発電機(5) 発電機2.4 可搬型代替交流電源設備(6) 冷却設備

2.5 窒素供給装置用電源車

3.

その他の電源装置(1) 無停電電源装置
3.

直流電源設備及び計測制御用電源設備(2) 電力貯蔵装置

3.1 常設直流電源設備
3.2 可搬型代替直流電源設備
3.3 緊急時対策所用蓄電池
3.4 可搬型蓄電池
3.5 計測制御用電源設備
4.
4.1

燃料設備
軽油貯蔵タンクから非常用ディーゼ
ル発電機等への給油

4.2

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

4.3

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンクから緊急時対策所用発電機への給油

4.4

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油

3-別 2-17

常用電源設備の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）

保安電源設備

1.1

1.

発電機

発電所構内における電気系統の信頼(1) 発電機性確保(2) 励磁装置

1.1.1
1.1.2

機器の損壊，故障その他の異常(3) 保護継電装置の検知と拡大防止(4) 原動機との連結方法

1 相の電路の開放に対する検知

2.

及び電力の安定性回復(1) 変圧器

変圧器

1.2 電線路の独立性及び物理的分離(2) 保護継電装置

1.3 発電用原子炉施設への電力供給確保

3.

遮断器

(1) 遮断器(2) 保護継電装置

3-別 2-18

補助ボイラーの基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

所内ボイラ

実用炉規則別表第二（参考）1.

補助ボイラー

2.

再熱器

3.

節炭器

4.

胴，管寄せ及び管

5.

安全弁

6.

ボイラーに附属する給水設備

7.

ボイラーに附属する熱交換器

8.

ボイラーに附属する通風設備

9.

ボイラーに附属する空気圧縮設備及び1.1 所内ボイラの機能
1.2 所内ボイラの設計条件

ガス圧縮設備10. ボイラーに附属する管等
11. 油燃焼用機器
12. その他の燃料の燃焼用機器
13. 燃料運搬設備に係る油の輸送管
14. 燃料貯蔵設備に係る油タンク

3-別 2-19

火災防護設備の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

実用炉規則別表第二（参考）

火災防護設備の基本設計方針

1.

火災区域構造物及び火災区画構造物(1) 火災発生防止

2.

消火設備

a.

火災の発生防止対策(1) ポンプb.

不燃性材料又は難燃性材料の(2) 容器使用(3) 貯蔵槽

自然現象による火災の発生防(4) 安全弁及び逃がし弁止(5) 主配管c.

(2) 火災の感知及び消火a.

火災感知設備b.

消火設備(a) 消火設備の消火剤の容量(b) 消火設備の系統構成(c) 消火設備の電源確保(d) 消火設備の配置上の考慮(e) 消火設備の警報(f)

消火設備に対する自然現象の考慮(g) その他(3) 火災の影響軽減a.
(a)

火災の影響軽減対策
火災防護対象機器等の系統分離による火災の影響軽減
対策(b)

中央制御室の火災の影響軽
減対策

(c)

原子炉格納容器内の火災の影響軽減対策(d)

換気設備に対する火災の影
響軽減対策

(e)

火災発生時の煙に対する火災の影響軽減対策

3-別 2-20

基本設計方針 第２章 個別項目
(f)

実用炉規則別表第二（参考）

油タンクに対する火災の影
響軽減対策

b.

原子炉の安全確保(a) 原子炉の安全停止対策(b) 火災の影響評価

3-別 2-21

浸水防護施設の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）津波による損傷の防止

1.

外郭浸水防護設備

1.1 耐津波設計の基本方針

2.

内郭浸水防護設備

1.

(1) 防水区画構造物(1) 津波防護対象設備(2) 区画排水設備

1.2 入力津波の設定
1.3 津波防護対策(1) 敷地への浸水防止（外郭防護 1）a.

敷地への地上部からの到達，流
入の防止

b.

取水路，放水路等の経路からの
流入防止

(2)

漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護
2）

a.

漏水対策

(3)

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（内
郭防護）

a.

浸水防護重点化範囲の設定

b.

浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策(4)

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影
響防止

a.

残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ，緊急用海水ポンプの取水性
3-別 2-22

基本設計方針 第２章 個別項目b.

実用炉規則別表第二（参考）

津波の二次的な影響による非常用海水ポンプ等の機能保持確認(5) 津波監視1.4

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計(1) 設計方針a.

津波防護施設b.

浸水防止設備c.

津波監視設備(2) 荷重の組合せ及び許容限界2.

a.

荷重の組合せb.

許容限界

発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止2.1 溢水防護等の基本方針
2.2 防護すべき設備の設定
2.3 溢水源及び溢水量の設定
2.4 溢水防護区画及び溢水経路の設定
2.5

防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針(1)

没水の影響に対する評価及び防
護設計方針

(2)

被水の影響に対する評価及び防
護設計方針

(3)

蒸気影響に対する評価及び防護
設計方針

(4)

使用済燃料プールのスロッシン
グ後の機能維持に関する溢水評
価及び防護設計方針

2.6

防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針
3-別 2-23

基本設計方針 第２章 個別項目
2.7

実用炉規則別表第二（参考）

管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針

2.8

溢水防護上期待する浸水防護施設の構造強度設計3-別 2-24

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。
）の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

補機駆動用燃料設備

実用炉規則別表第二（参考）
1.

燃料設備

(1) ポンプ(2) 容器(3) 貯蔵槽(4) 主配管3-別 2-25

非常用取水設備の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

非常用取水設備の基本設計方針

実用炉規則別表第二（参考）1.

取水設備（非常用の冷却用海水を確保）する構築物に限る。

3-別 2-26

施設内土木構造物の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第2章 個別項目

実用炉規則別表第二（参考）1.

敷地内土木構造物（地震による斜面の崩壊の防止措置を実施するためのもの

－

に限る。）

3-別 2-27

緊急時対策所の基本設計方針
第２章 個別項目 目次
基本設計方針 第２章 個別項目
1.

緊急時対策所

実用炉規則別表第二（参考）1.

1.1 緊急時対策所の設置等(1) 緊急時対策所の設置(2) 必要な条件
a.

耐震性及び耐津波性b.

中央制御室に対する独立性c.

代替交流電源の確保(3) 緊急時対策所の機能a.

居住性の確保

b.

情報の把握

c.

通信連絡

3-別 2-28

緊急時対策所機能別紙３

基本設計方針比較表
変

更

前

変

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」及びその解釈並びに「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」による。

更後

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」，「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」及びこれらの解釈並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」による。

a.

文頭に，設置許可基準規則及び技術基準規則並びにこれらの解釈で定義していないものについて
用語の定義を記載する。
「用語の定義」に記載するものは，共通項目のうち各施設に該当する用語のみとする。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対す原子炉本体の共通項目である「1.

る要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁等，5.7 内燃機関の設計条件，5.8 電気設備の設計条件を除る要求（5.5く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項

く。），6.

目」に基づく設計とする。

目」に基づく設計とする。

安全弁等，5.6

地盤等，2.

逆止め弁等，5.7

自然現象，3.

火災，4.

内燃機関の設計条件，5.8

溢水等，5.

設備に対す電気設備の設計条件を除その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章共通項

他の施設の基本設計方針を呼び込む記載
5.2 材料及び構造

5.2 材料及び構造

設計基準対象施設（圧縮機，補助ボイラー，蒸気タービン（発電用のものに限る。
），発電機，変圧器

設計基準対象施設（圧縮機，補助ボイラー，蒸気タービン（発電用のものに限る。），発電機，変圧及び遮断器を除く。
）に属する容器，管，ポンプ若しくは弁又はこれらの支持構造物の材料及び構造は，器及び遮断器を除く。
）並びに重大事故等対処施設に属する容器，管，ポンプ若しくは弁若しくはこれ

施設時において，各機器等のクラス区分に応じて以下のとおりとし，その際，日本機械学会「発電用原らの支持構造物又は炉心支持構造物の材料及び構造は，施設時において，各機器等のクラス区分に応子力設備規格 設計・建設規格」（ＪＳＭＥ設計・建設規格）等に従い設計する。

じて以下のとおりとし，その際，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（ＪＳＭＥ
設計・建設規格）等に従い設計する。

b. 「一部技術基準規則の要求事項が変更又は追加となったもの」に対する記載は，「変更前」に変更

ただし，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の材料及び構造であって，以前の要求に対する基本設計方針を記載し，「変更後」に変更後の要求に対する基本設計方針を記載

下の「5.2.1する。

び支持構造物が，その設計上要求される強度を確保できるようＪＳＭＥ設計・建設規格を参考に同等

材料について」及び「5.2.2

構造及び強度について」によらない場合は，当該機器及以上の性能を有することを確認する。
また，重大事故等クラス３機器であって，完成品は，以下の「5.2.1

材料について」及び「5.2.2

構造及び強度について」によらず，消防法に基づく技術上の規格等一般産業品の規格及び基準に適合していることを確認し，使用環境及び使用条件に対して，要求される強度を確保できる設計とする。
重大事故等クラス２容器及び重大事故等クラス２管のうち主要な耐圧部の溶接部であって，以下の「5.2.3

主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。）について」によらない場合は，母材と同等の方法，同じ試験圧力での耐圧試験にて，当該機器のうち主要な耐圧部の溶接部が，溶接事業者検査により確認する性能と同等以上の性能を有することを確認する。
なお，各機器等のクラス区分の適用については，別紙「主要設備リスト」による。

3-別 3-1

変

更

前

変

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 蒸気タービン

蒸気タービン

更後

変更なし

設計基準対象施設に施設する蒸気タービン及び蒸気タービンの附属施設は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的および物理的影響に対し，耐性を有する材料が用いられ，かつ，蒸気タービンの振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置によって，運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，以下の事項を考慮して設計する。

c. 「技術基準規則の要求事項に変更のないもの」については「変更前」に基本設計方針を記載し，「変更後」に「変更なし」と記載する。
「1.」，「2.」等の項目のなかで一部でも変更のあるものは，文章が「変更前」と「変更後」で細切れにならないよう，その項目全体を「変更後」に記載する。

第２章 個別項目

第２章 個別項目
1. 補機駆動用燃料設備－

ディーゼル駆動消火ポンプの駆動用燃料は，ディーゼル駆動消火ポンプ用燃料タンクに貯蔵する。
可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及びホイールローダの燃料は，可搬型設備用「変更前」に「－」を記載し，d. 「技術基準規則の要求事項が新たに追加となったもの」については，

軽油タンクからタンクローリを用いて給油できる設計とする。

「変更後」に新たに基本設計方針を記載する。

3-別 3-2

変
1.

更

前

火災防護の基本方針
火災により原子炉の安全性が損なわれないように，「原子力発電所の火災防護指針」（日本電気協会 Ｊ

ＥＡＧ4607）に準じ，火災の発生防止対策，火災の検知及び消火対策並びに火災の影響軽減対策を組み合わせて対応する。

変

更後

1. 火災防護設備の基本設計方針
設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，火災防護上重要な機器等を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護対策を講じる。
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，重大事故等対処施設を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護対策を講じる。
～

2.

火災の発生防止対策

2.1 発火性，引火性材料の予防措置
2.1.1 設備の対策

中略 ～(1) 火災発生防止a.

火災の発生防止対策
火災の発生防止における発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止対策は，火災区域に設置する潤滑油及び燃料油を内包する設備及び水素を内包する設備を対象とする。
重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当該設備に使用しているケーブルを火災防護対象とする。なお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のものに対する火災防護対策については，
火災防護計画に定めて実施する。
(1) 潤滑油及び燃料油を内包する設備の対策
潤滑油及び燃料油を内包する設備は，オイルパン，ドレンリム及び堰による漏えい防止対策を講じるとともに，ポンプの軸受部は溶接構造又はシール構造とする。
配管及びタンクは原則溶接構造とする。
また，安全機能を有する構造物，系統及び機器を設置する火災区域で使用する潤滑油及び燃料油
は，必要以上に貯蔵しない。

潤滑油及び燃料油を内包する設備は，溶接構造，シール構造の採用による漏えいの防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とし，潤滑油又は燃料油を内包する設備と発電用原子炉施設の安全機能を有する構築物，系
統及び機器は，壁等の設置及び離隔による配置上の考慮を行う設計とする。
潤滑油又は燃料油を内包する設備を設置する火災区域を有する建屋等は，火災の発生を防止するために，空調機器による機械換気を行う設計とする。
潤滑油及び燃料油を貯蔵する設備は，貯蔵量を一定時間の運転に必要な量にとどめる設計と

e. 「技術基準規則の要求事項が新たに追加になったもの」でも，「発電用軽水型原子炉施設の火災防する。

護に関する審査指針」等の規格基準の要求等で，以前から実施しているものについては「変更前」にも記載する。

3-別 3-3

別紙４

基本設計方針に記載すべき機器仕様及び設定根拠に関する説明書作成対象設備 選定フローＳＴＥＰ１－①（注 1）【設定根拠に添付する要否区分】

工事計画対象設備（工事計画添付書類星取表）

設定根拠へ記載する設備：○
Ａ ，○Ｃ
設定根拠へ記載しない設備は：○
Ｂ ，○
Ｄ ，○
Ｅ ，○
Ｆ ，○
Ｇ

ＹＥＳ

技術基準規則五条及び十二条の変更のみで申請対象となる設備であるか。

要目表に仕様を記載
設定根拠に関する説明書は不要。

Ｇ
○

ＮＯ
別表第二
中欄の設備別記載事項に記載の機器であるか。

ＹＥＳ
別表第二下欄の設定根拠の要求項目機器であるか。

（注 2）

ＮＯ

性能・機能の要求がある機器か。

ＮＯ

基本設計方針に性能・機能の記載の必要なし。

ＳＴＥＰ１－②
ＳＴＥＰ２

ＹＥＳ

ＳＴＥＰ３

ＮＯ

下欄以外に性能・機能の要求がある機器か。

ＮＯ

ＹＥＳ

ＹＥＳ

ＳＴＥＰ２
ＳＴＥＰ３
（注 3）（注 4）
性能・機能に対し，基本設計方針で仕様を明確にする必要があるか。

ＳＴＥＰ２

ＹＥＳ

ＳＴＥＰ２

ＳＴＥＰ３

ＹＥＳ

ＮＯ

ＳＴＥＰ３
仕様を含む
性能・機能について個別の説明書にて別途，説明すべきか。

ＹＥＳ

ＮＯ

Ａ
○

Ｂ
○

要目表に
仕様を記載

基本設計方針に仕様を含めた
性能・機能を記載

基本設計方針に仕様を含めた
性能・機能を記載

仕様についての説明を個別の説明書に記載

仕様についての説明を設定根拠に関する説明
書に記載

（注 5）

要目表に基づき設定
根拠に関する説明書に記載＜例＞可搬型計測器
説明書：
計測装置に構成に関する説
明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

ＮＯ

Ｄ
○

Ｅ
○

Ｆ
○

基本設計方針に性能・機能を記載

基本設計方針に性能・機能を記載

要目表に仕様を記載

性能・機能について説明書に記載（系統図，配置図含む。）

設 定根拠 に関 する
説明書は不要設 定根拠 に関 する
説明書は不要Ｃ○＜例＞汚濁防止膜（可搬型）

性能・機能について
説明書にて別途，説明すべきか。

＜例＞静的サイフォンブレーカ
説明書：
使用済燃料運搬用容器，使用済燃料貯蔵槽及び使用済燃料貯蔵用容器の冷却能力に関する説明書※機器リストを設定根拠に関する説明書の別添に記載（注 1）設置変更許可本文（五号，十号），添付八，添付十，まとめ資料又は技術基準規則の要求より抽出した設備又はその性能機能（注 2）「性能・機能」とは，技術基準規則要求に適合させるために必要な役割など，定性的に記載できるものとする。
（注 3）「仕様」とは，容量，時間，効率，伝達率，個数等，に関する定量的な数値とする。
（注 4）「基本設計方針で仕様を明確にする。
」とは以下の通りである。
・技術基準規則で仕様要求があるもの。
・技術基準規則で定量的な機能が要求されている機器のうち，要目表で要求機能が確認できないもの。
・設置変更許可本文に仕様を記載しているもの。（例：汚濁防止膜の長さ）（注 5）別表第二下欄の設定根拠の要求項目機器であっても，性能・機能以外の要求のみにより申請対象となり，従前から要求されている性能・機能に変更がない機器については，設定根拠に関する説明書は不要とする。

3-別 4-1

基本設計方針へ機器仕様を記載する機器の選定順序について
ＳＴＥＰ１－①

ＳＴＥＰ１－②： 技術基準規則要求設備（機器）の抽出： 基本設計方針記載の設定根拠作成対象設備の選定（色分け）a：基本設計方針に記載している設備について，選定フローにより抽出する。（分類ごとに色「工事計画添付書類星取表」を使用し，技術基準規則要求（要目表対象外含む。
）設備（機器）分け）を全て抽出する。

b：基本設計方針記載内容と技術基準要求機器リスト（ＳＴＥＰ２資料）とのリンクが分かる

Ａ ○
Ｂ ○
Ｃ ○
Ｄ ○
Ｅ ○
Ｆ ○
Ｇ
○

ように，色分けした箇所に番号を付ける。
基本設計方針工事計画添付書類星取表
変更前

※

変更後

設計変更許可本文（五号，十号），添付八，添付十，まとめ資料又は技術基準規則の要求より抽出。
Ｂ ○
Ｃ ○
Ｄ ○
Ｅ
○

ＳＴＥＰ２

ＳＴＥＰ３

： 基本設計方針へ機器仕様を記載する機器の選定

ＳＴＥＰ－１－①，②で抽出された設備から，基本設計方針へ機器仕様を記載する必要のある機器を選定する。

： 工事計画認可申請補正書への添付

工事計画認可申請補正書に添付するフォーマットに編集し，「設定根拠に関する説明書」の別添とする。

選定にあたっては，以下の通りとする。
」
工事計画添付書類星取表から ， ， ， に整理された設備を「技術基準要求機器リスト（ヒアリング用）

1.

に反映する。その際，「関連条文」，「ＤＢ／ＳＡ」及び「系統」の情報も合わせて記載する。

別添－２

設定根拠に
関する説明書

設定根拠に関する説明書2.

ＳＴＥＰ１－②b の番号と機器リスト記載の機器がリンクするように番号を記載する。

3.

ＳＴＥＰ１－②a の基本設計方針を基に，技術基準要求機器リストを作成する。

4.

基本設計方針に記載する内容を具体的に記載する。機器仕様を記載する設備は，仕様を記載する。

申請対象設備

基本設計

明確にする

5.

選定フローにて ， ， となった機器に対して，関係する資料名を記載する。

施設

方針記載

必要がある

内容

仕様

【技術基準要求機器リスト】（ヒアリング用①）

技術基準要求機器リスト

別添－１
Ｃ
○
記載
資料名

機器名
区分

Ｂ ○
Ｃ ○
Ｄ ○
Ｅ
○

申請対象設備ＤＢ／

関連

基本設計方針

選定

性能・

明確にする

基本設計方針ＳＡ

条文（リンク番号）

フロー

機能必要がある仕様

記載内容

記載資料名

施設
系統

機器名

区分

備考

Ｂ ○
Ｃ ○
Ｄ
○

個別の説明書にて容量等の根拠を記載
Ｂ ○
Ｄ
○

1.項

2.項

3.項

4.項

5.項

Ｂ ： 基本設計方針にのみ記載する設備で個別の説明書に記載○
Ｃ ： 基本設計方針にのみ記載する設備で設定根拠説明書の別添作成○
Ｄ ： 基本設計方針にのみ記載する設備で個別の説明書に記載○
3-別 4-2

設備リスト記載例（1/4）

別紙５

表1 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の主要設備リスト（1／48）
変 更 前

変

系統名

設備区分

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

設備分類

重大事故等
機器クラス

変更なし

－

－

－

変更なし

－

－

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

マニホールド管

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

マニホールド管～
ジェットポンプへの供給管

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

自動減圧機能用アキュムレータ

Ｓ

クラス３

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

逃がし安全弁制御用アキュムレータ

Ｓ

クラス３

－

変更なし

－

－

主蒸気流量
流出制限器
制限器

Ｓ

－

－

変更なし

－

－

安全弁及び
B22-F013D，E，J，M，N，P，U
逃がし弁

Ｓ

－

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

－

機器区分

ポンプ

原子炉冷却材再循環系

原子炉冷却材再循環設備

主配管

名

称

再循環系ポンプ
原子炉圧力容器～
再循環系ポンプ吸込管分岐点
再循環系ポンプ吸込管分岐点～
弁 B35-F023A
原子炉圧力容器～
弁 B35-F023B
弁 B35-F023A，B～
再循環系ポンプA，B
再循環系ポンプA，B～
弁 B35-F067A，B
弁 B35-F067A，B～
再循環系ポンプA，B吐出管合流点
再循環系ポンプA，B吐出管合流点～
マニホールド管

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

機器クラス

設備分類

Ｓ

クラス１

－

Ｓ

クラス１

Ｓ

更 後

重大事故等
機器クラス

名

称

機器クラス

主蒸気系

原子炉冷却材の循環設備

容器

3-別 5-1

設備リスト記載例（2/4）

表1 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の主要設備リスト（2／48）
変 更 前
系統名

設備区分

機器区分

安全弁及
び逃がし
弁

変 更 後

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

機器クラス

設備分類

B22-F013A，G，S，V

Ｓ

－

－

変更なし

B22-F013B，C，F，H，K，L，R

Ｓ

－

－

変更なし

B22-F022A，B，C，D

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

B22-F028A，B，C，D

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス１

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

名

称

重大事故等
機器クラス

名

称

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

設備分類

機器クラス

常設耐震／防止常設／緩和
常設耐震／防止
常設／緩和

重大事故等
機器クラス
－
－

主要弁

主蒸気系

原子炉冷却材の循環設備

主配管

原子炉圧力容器～A系統逃がし安全弁分岐点
原子炉圧力容器～
原子炉隔離時冷却系主蒸気管分岐点
原子炉隔離時冷却系主蒸気管分岐点～
B系統逃がし安全弁分岐点
原子炉圧力容器～C 系統逃がし安全弁分岐点
原子炉圧力容器～D 系統逃がし安全弁分岐点
A,B,C,D 系統逃がし安全弁分岐点～
弁 B22-F028
主蒸気管～
弁 B22-F013D,E,J,M,N,P,U
主蒸気管～
弁 B22-F013B,C,F,H,K,L,R
主蒸気管～
弁 B22-F013A,G,S,V

3-別 5-2

設備リスト記載例（3/4）
表 1 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の主要設備リスト（3／48）
変 更 前

変

系統名

設備区分

設計基準対象施設 ＊1
機器区分

名

称

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度

機器クラス

分類

設備分類

重大事故等

設計基準対象施設 ＊1
名

重要度

機器クラス

変更なし

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

Ｓ

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｓ

クラス３

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス３

－

変更なし

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

Ｓ

クラス２

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

クエンチャ

主蒸気系

原子炉冷却材の循環設備

主配管

機器クラス

－

弁 B22-F013A,G,S,V

弁 B22-F036及び逃がし安全弁制御用
アキュムレータ～

常設耐震／防止

重大事故等

クラス３

クエンチャ

クエンチャ

設備分類

Ｂ－１

弁 B22-F013B,C,F,H,K,L,R

～

機器クラス

分類

クエンチャ
～

重大事故等対処設備 ＊1

耐震

称

弁 B22-F013D,E,J,M,N,P,U
～

更 後

常設／緩和
常設耐震／防止常設／緩和
常設耐震／防止常設／緩和
常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

ＳＡクラス２

ＳＡクラス２

ＳＡクラス２

弁 B22-F013D,E,J,M,N,P,U
B,C,F,H,K,L,R,A,G,S,V
弁 B22-F040～
アキュムレータ窒素供給配管分岐点
自動減圧機能用アキュムレータ
～アキュムレータ窒素供給配管分岐点
アキュムレータ窒素供給配管分岐点～
弁B22-F013B,C,F,H,K,L,R
弁 B22-F028～
弁 B22-F098
弁 B22-F098～
主蒸気ヘッダ3-別 5-3

設備リスト記載例（4/4）
表1 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の主要設備リスト（4／48）
変

変 更 後

系統名

設備区分

主蒸気系

原子炉冷却材の循環設備

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

設計基準対象施設 ＊1

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

機器クラス

設備分類

耐震
重要度
分類

設備分類

重大事故等
機器クラス

主蒸気ヘッダ～高圧タービン主塞止弁

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

主蒸気ヘッダ～蒸気式空気抽出器駆動蒸気分岐点

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

蒸気式空気抽出器駆動蒸気分岐点～
バイパスチェスト

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

蒸気式空気抽出器駆動蒸気分岐点～
弁 6-7V31A，B及び弁 6-7V32A，B

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

バイパスチェスト
～タービンバイパス減圧管

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

B22-F010A，B

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

B22-F032A，B

Ｓ

クラス１

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

変更なし

－

－

Ｂ－１

クラス３

－

－

－

機器区分

主配管

更 前

名

称

重大事故等
機器クラス

名

称

機器クラス

主要弁

復水給水系
主配管

復水脱塩塔出口弁～
復水器水位制御配管分岐点
復水器水位制御配管分岐点～
制御棒駆動水配管分岐点
制御棒駆動水配管分岐点～
弁 7-18V562
復水器水位制御配管分岐点～
高圧復水ポンプ
高圧復水ポンプ～
タービン及び電動機駆動原子炉給水ポンプ
タービン駆動原子炉給水ポンプ～
原子炉給水ポンプ出口ヘッダ

変更なし
－

－

－

変更なし
－

－

－

3-別 5-4

兼用リスト記載例（1/1）

表2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用設備リスト
変 更 前
機器区分

系統名

設備区分

代替燃料プール注水系
代替燃料プール冷却系

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備－

設計基準対象施設 ＊1
主たる機能の施設／設備区分

名

称

耐震
重要度
分類

機器クラス

変 更 後
重大事故等対処設備 ＊1

設備分類

重大事故等
機器クラス

設計基準対象施設 ＊1
名

称

重大事故等対処設備 ＊1

耐震
重要度
分類

機器クラス

設備分類

重大事故等
機器クラス

－

使用済燃料プール－－

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２－

使用済燃料プール－－

常設耐震／防止
常設／緩和

ＳＡクラス２

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

注記 ＊1：表2に用いる略語の定義は「原子炉本体」の「５ 原子炉本体の基本設計方針，適用基準及び適用規格」の「表1 原子炉本体の主要設備リスト 付表1」による。

3-別 5-5

別紙６

付表1 略語の定義（1／3）

耐震重要度分類

設計基準対象施設

略語

定義

Ｓ

耐震重要度分類におけるＳクラス（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く）

Ｓ＊

Ｓクラス施設のうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備
なお，基準地震動による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能（津波防護機能，浸水防止機能及び津波監視機能をいう）を保持するものとする。

Ｂ

耐震重要度分類におけるＢクラス（Ｂ－１，Ｂ－２及びＢ－３を除く）

Ｂ－１

Ｂクラスの設備のうち，共振のおそれがあるため，弾性設計用地震動Ｓｄに2分の1を乗じたものによる地震力に対して耐震性を保持できる設計とするもの

Ｂ－２

Ｂクラスの設備のうち，波及的影響によって，耐震重要施設がその安全機能を損なわないように設計するもの

Ｂ－３

Ｂクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対して使用済燃料プールの冷却，給水機能を保持できる設計とするもの

Ｃ

耐震重要度分類におけるＣクラス（Ｃ－１,Ｃ－２及びＣ－３を除く）

Ｃ－１

Ｃクラスの設備のうち，波及的影響によって，耐震重要施設がその安全機能を損なわないように設計するもの

Ｃ－２

Ｃクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対して火災感知
及び消火の機能並びに溢水伝播を防止する機能を保持できる設計と
するもの

Ｃ－３

Ｃクラスの設備のうち，基準地震動による地震力に対して非常時における海水の取水機能を保持できる設計とするもの－

当該施設において設計基準対象施設として使用しないもの

3-別 6-1

付表1 略語の定義（2／3）

機器クラス

設計基準対象施設

略語

定義

クラス１

技術基準規則第二条第二項第三十二号に規定する「クラス１容器」，「クラス１管」，「クラス１ポンプ」，「クラス１弁」又はこれらを支持する構造物

クラス２

技術基準規則第二条第二項第三十三号に規定する「クラス２容器」，「クラス２管」，「クラス２ポンプ」，「クラス２弁」又はこれらを支持する構造物

クラス３

技術基準規則第二条第二項第三十四号に規定する「クラス３容器」
又は「クラス３管」

クラス４

技術基準規則第二条第二項第三十五号に規定する「クラス４管」

格納容器 ＊1

技術基準規則第二条第二項第二十八号に規定する「原子炉格納容器」

炉心支持構造物

原子炉圧力容器の内部において燃料集合体を直接に支持するか又は拘束する部材火力技術基準発電用火力設備に関する技術基準を定める省令の規定を準用するものNon

上記以外の容器，管，ポンプ，弁又は支持構造物－

当該施設において設計基準対象施設として使用しないもの又は上記以外のもの

3-別 6-2

付表1 略語の定義（3／3）

設備分類
重大事故等対処設備

略語

定義

常設／防止

技術基準規則第四十九条第一項第一号に規定する「常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備」

常設耐震／防止技術基準規則第四十九条第一項第一号に規定する「常設耐震重要重大事
故防止設備」

常設／緩和

技術基準規則第四十九条第一項第三号に規定する「常設重大事故緩和設
備」

常設／その他

常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備以外の常設重大事故等
対処設備

可搬／防止

重大事故防止設備のうち可搬型のもの

可搬／緩和

重大事故緩和設備のうち可搬型のもの

可搬／その他

可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備以外の可搬型重大事故等対処設備－

当該施設において重大事故等対処設備として使用しないもの

重大事故等機器クラス

ＳＡクラス２

技術基準規則第二条第二項第三十八号に規定する「重大事故等クラス２
容器」，「重大事故等クラス２管」，「重大事故等クラス２ポンプ」，「重大事故等クラス２弁」又はこれらを支持する構造物

ＳＡクラス３

技術基準規則第二条第二項第三十九号に規定する「重大事故等クラス３
容器」，「重大事故等クラス３管」，「重大事故等クラス３ポンプ」又は「重大事故等クラス３弁」

火力技術基準発電用火力設備に関する技術基準を定める省令の規定を準用するもの。
又は，使用条件を踏まえ，十分な強度を有していることを確認できる一
般産業品規格を準用するもの－

当該施設において重大事故等対処設備として使用しないもの又は上記以外のもの

注記 ＊1：「発電用原子力設備規格（設計・建設規格（2005年版（2007年追補版含む。
））＜第Ⅰ編 軽水炉規格＞ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１－2005／2007」（日本機械学会
2007年）における「クラスＭＣ」である。

3-別 6-3

４ 工事計画認可申請に記載する適用基準及び適用規格について
1.

ガイド規定
「発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド」によれば，工事計画に記載する必要がある適用基準及び適用規格については，「各設備の設計製作に適用する基準及び規格について，具体的な規格番号，名称及び制定又は改訂年度も含め記載する。
」とされ，記載対象とする基準及び規格については，「技術基準規則に規定される性能を満足させるための基本的な規格及び基準」となっており，「具体的には技術基準規則解釈に引用されるもの等」と示されている。
2.

記載すべき適用基準及び適用規格の考え方
対象基準・規格＊

記載要否

理

由

炉規制関係法令は，適合すべき技
1

炉規制関係法令【炉規法，規則，省令他】

術基準規則の上位法令であり，設記載しない

計・製作に適用する基準及び規格に該当しないため記載しない。
技術基準規則への適合のために，各設備の設計・製作にあたって，具

2

関係他法令
【建築基準法，消防法他】

記載する

体的な評価方法等を規定した法令であり，適合性判断のための評価基準を明確化するために記載する。
設置許可基準規則に適合するもの
として許可を受けた設置許可に従っ

3

設置許可基準規則（解釈含む）

記載しないて工事計画認可を受けるため，適用が自明であることから記載しない。
現行の各技術基準は，適合するこ炉規制法及び電事法の
4

各技術基準

とが条件であって，適用が自明であ
記載しない【原子炉，火力設備，電気設備】

4-1

ることから，記載しない。

対象基準・規格＊

記載要否

理

由

各技術基準に定められる技術的要件を満足する技術的内容は，各技術基準の解釈に限定されるものではな
5

各技術基準の解釈【原子炉，火力設備，電気設備】

いため，適合性判断のための評価基記載する

準を明確化するために記載する。
なお，解釈に引用されている適用基準及び適用規格についても下記のとおり適宜記載する。
適合性判断のための評価基準を明

6

原子力安全委員会指針及び専門部会報告書，ＮＩＳＡ文書等

確化するため，原子力安全委員会指記載する

針及び専門部会報告書，ＮＩＳＡ文書等について記載する。
該当する「火災防護に係る審査基

7

審査基準【火災防護に係る審査基準】

準」は，技術基準規則解釈に記載さ記載するれており，適合性判断のための評価基準を明確化するため記載する。
適合性判断のための評価基準を明

8

ガイド

記載する

【竜巻，津波，外部火災他】（枠外）

確化するため「適用基準及び適用規格」としてではなく，参考として枠外に記載する。
適合性判断のための評価基準を明確化するためＪＩＳ規格等について
は，該当No.を含めて記載する。
なお，記載にあたり，既設設備にあっては，告示501号及びＪＳＭＥに

9

ＪＩＳ規格，ＡＳＭＥ等記載する

おいて適用ＪＩＳが明記され，既に適正に適用されていることから，Ｊ
ＳＭＥ材に該当しないＪＩＳ材を使用している部分等について記載する。

4-2

対象基準・規格＊

記載要否

理

由

適合性判断のための評価基準を明確化するため，各設備の設計・製作
学協会規格
10

【ＪＳＭＥ，ＪＥＡＧ，ＪＥＡに適用する学協会規格を記載する。
記載する

Ｃ】

なお，記載にあたり，各学協会規格に引用される基準・規格について
は，当該学協会規格に包絡されるた
め記載しない。

＊

設置時，改造時等に適用した過去の適用基準及び適用規格を含む。

4-3

3.

記載様式
(1) 変更前
工事計画書への適用基準及び適用規格の記載要求については，
平成17年の電気事業
法施行規則の改正で別表第三に規定された。
この記載要求が規定される以前の工事計画書については，
適用基準及び適用規格の記載がないことから，
工事計画書記載事項だけからでは変更前の適用基準及び適用規格を確認できない。
従って，変更前については，下記について記載する。
①

平成17年以降の工事計画書に記載のある適用基準及び適用規格②

建設時より工認審査の前提とされていた「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（通商産業省告示501号）」

省③ 技術基準対象条文の解釈を含めて記載のある適用基準及び適用規格のうち，
令62号及びその解釈・解説に引用されている適用基準及び適用規格を基本に，実際に適用していた基準及び規格(2) 変更後
上記（変更前）に記載のとおり，平成17年の電気事業法施行規則改正以降，工事計画書へ適用基準及び適用規格を記載していることから，変更後については，平成17年の施行規則改正以降の工事計画書を含めて，適用基準及び適用規格を記載する。
具体的には下記について記載する。
①

技術基準対象条文の解釈を含めて，記載のある適用基準及び適用規格のうち，現状設備に適用しているもの②

今回の変更に伴って適用する基準及び規格③

平成17年以降の工事計画書に記載のある適用基準及び適用規格のうち，現在も適用しているもの

4-4

4.

記載方法（記載整理）
工事計画への適用基準及び適用規格の記載方法については，
基本設計方針検討にて作成した各施設と技術基準規則の各条文との対比一覧表に基づき，「共通条文」該当の適用基準及び適用規格については，基本設計方針のまとめ方と同様に「原子炉冷却系統施設」に記載することを基本とし，火災に関するものは「火災防護設備」，浸水に関するものは「浸水防護施設」に記載する。残りの「個別条文」については該当の施設区分毎に記載し，同一の基準及び規格が共通条文と個別条文両方に該当する場合は，双方に重複して記載する。
但し，「共通条文」の適用基準及び適用規格のうち，複数の施設に適用されない場合は，適用する施設の「個別条文」として整理する。さらに，「共通条文」で「原子炉冷却系統施設」「火災防護設備」「浸水防護施設」に該当しない場合も，適用する施設に「個別条文」
として整理する。
なお，工事計画の添付書類（各種説明書）における適用基準及び適用規格については，
当該添付書類中に記載がある内容に係る適用基準及び適用規格のうち，「2. 記載すべき適用基準及び適用規格の考え方」に基づくものを記載する。ただし，当該添付書類中に具体的な記載がなく，関係する添付書類を引用しているだけの場合は，関係する添付書類中の記載内容に係る適用基準・適用規格は記載しない。
以上

4-5

各施設と技術基準規則の各条文との対比一覧表（１／２）

4-6

各施設と技術基準規則の各条文との対比一覧表（２／２）

4-7

適用基準及び規格 変更前後比較表（１／３）(2) 適用基準及び適用規格
変

更

前

変

第１章 共通項目

更後第１章 共通項目

原子炉冷却系統施設に適用する共通項目の基準及び規格につい

原子炉冷却系統施設に適用する共通項目の基準及び規格については，以下の基準及び規格並びに，火災防護設備，浸水防護施設ては，以下の基準及び規格並びに，火災防護設備，浸水防護施設の「（2） 適用基準及び適用規格 第１章 共通項目」に示す。

の「（2） 適用基準及び適用規格 第１章 共通項目」に示す。

なお，以下に示す原子炉冷却系統施設に適用する共通項目の基準

なお，以下に示す原子炉冷却系統施設に適用する共通項目の基及び規格を適用する個別の施設区分については「表1.

施設共通の適用基準及び適用規格（該当施設）」に示す。
・急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和44年法律第57号）
・建築基準法（昭和25年5月24日法律第201号）

準及び規格を適用する個別の施設区分については「表1.

施設共通の適用基準及び適用規格（該当施設）」に示す。
・急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和44年法律第57号）
・建築基準法（昭和25年5月24日法律第201号）

建築基準法施行令（昭和25年11月16日政令第338号）

建築基準法施行令（昭和25年11月16日政令第338号）

建築基準法施行規則（昭和25年11月16日建設省令第40号）

建築基準法施行規則（昭和25年11月16日建設省令第40号）
・高圧ガス保安法（昭和26年6月7日法律第204号）
容器保安規則（昭和41年5月25日通商産業省令第50号）

上記の他「原子力発電所の火山影響評価ガイド」，「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」，「原子力発電所の外部火災影響評価ガイド」，「耐震設計に係る工認審査ガイド」を参照する。

84

適用基準及び規格 変更前後比較表（記載例）（２／３）
表１ 施設共通の適用基準及び適用規格（該当施設）
原
子
炉
冷
却
系
統
施
設

蒸
気
タ
ビ
ン

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

その他発電用原子炉の附属施設
補
補
火
浸
機
助
災
水
ボ
防
駆
防
動
イ
護
護
用
ラ
施
施
燃
設
設
料
設
備

ー

核
取燃
扱料
施物
設質
及の
び
貯
蔵
施
設

ー

原
子
炉
本
体

非
常
用
取
水
設
備

緊
急
時
対
策
所

（注 ）

急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和44年法律第57号）
建築基準法（昭和25年5月24日法律第201号）
建築基準法施行令（昭和25年11月16日政令第338号）
建築基準法施工規則（昭和25年11月16日建設省令第40号）
高圧ガス保安法（昭和26年6月7日法律第204号）
容器保安規則（昭和41年5月25日通商産業省令第50号）（注） 変更後のみ適用する施設

94

適用基準及び規格 変更前後比較表（３／３）
変

更前第２章 個別項目
原子炉冷却系統施設に適用する個別項目の基準及び規格は以下
のとおり。

変

更

後

第２章 個別項目
原子炉冷却系統施設に適用する個別項目の基準及び規格は以下のとおり。
・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の解釈（平成25年6月19日原規技発第1306194号）

・発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈（平成17年12月15日原院第5号）

・発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈（平成17年12月15日原院第5号）

0
1
4

５

工事計画認可申請書に添付する添付書類の考え方について

1. 要旨
新規制基準への適合性確認審査に係る工事計画認可申請を行うにあたり，添付書類の添付の考え方を以下に示す。
2. 添付書類の添付を行うにあたっての考え方について(1) 添付書類の添付を行うにあたり，
法令上の整理と今回の申請における添付書類の添
付方針について以下に示す。
a.

法令上の整理実用炉規則別表第二において，工事計画に添付書類を添付すべきものとして「認可の申請又は届出に係る工事の計画の内容に関係あるものに限る。
」と規定されている。
工事計画に係る手続き上の「工事の内容」とは，大別すると実用炉規則別表第二の中欄における「基本設計方針」の変更と「設備ごとに機器等の単位で定められている仕様に関する記載要求事項（要目表）」の変更と考える。
ここで，「認可の申請又は届出に係る工事の内容に関係のあるもの」を以下に整理する。
認可の申請又は届出に係る工事の内容に関わるもの

基本設計方針の変更

設備ごとに機器等の単位で定められている仕様に関する記載要求事項の変更（要目表）

技術基準 規則の追加

設計方針 の変更に係又は変更に係るもの

るもの

詳細は，工事計画に係る手続きガイドに記載の工事の種類による。

5-1

b.

今回の申請における添付書類の添付方針について
今回の「認可の申請に係る工事の内容に関係あるもの」に対する添付書類の添
付方針について以下に記載する。
「技術基準規則の要求事項に追加又は変更があるもの」＝「基本設計方針の変更に該当するもの」
に対して適合するために必要な設備について関連する添
付書類を添付する。
「技術基準規則の要求事項に追加又は変更があるもの」の具体例を以下に示す。
・重大事故等対処施設の要求事項が追加となったもの（第49条～第78条が該当）
・設計基準対象施設の要求事項が追加となったもの（例：溢水防護設備，火災防護設備等）
・設計基準対象施設の要求事項が変更となったもの（例：耐震基準変更，原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大等）
重大事故等対処施設は，新規登録であるため関連する全ての書類が必要となるが，そのうち，既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用するもので使用する条件等が変わらず，
既工事計画書の添付書類等を読み込みできるものは，添付書類中にその旨を記載し，設計基準対象施設とのリンクを明確にした書類を添付する。
設計基準対象施設について，
基本設計方針の変更により適合性を確認する必要があるもので，既工事計画書に登録があるものは，添付図面は添付せず，既工事計画書の登録情報（認可年月日，図面番号等）を目次に記載する。
「技術基準規則の要求事項に変更がないもの」＝「基本設計方針の変更がな
いもの」に対して既に適合している設備については，添付書類は添付しない。
技術基準規則の要求事項に変更がないもの＝基本設計方針の「変更前」にあた
る部分については，今回の「認可の申請に係る工事の内容に関係あるもの」に該当しないため既設の設備において既に基本設計方針の記載事項を満たしていることから関連する添付書類は添付しない。
例外として，
技術基準規則の変更はないが設置許可基準規則の要求事項で変更がある場合は添付書類を添付する。

5-2

例 ：
「廃棄設備」に要求される堰について，条文要求に変更がないことから「今回の申請に係る工事の内容に関係あるもの」に該当しないため添付書類は添付しない。
ただし，第12条「発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止」の要求を満たすために堰を溢水防護上期待する場合は「溢水防護に関する説明書」に「堰」について記載する必要がある。
例外：原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大部については，技術基準規則条文上の変更はないが，設置許可基準規則の要求事項である原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの定義において「変更」があることから，「基本設計方針の変更」＝「申請対象」として扱う。
個別条文で技術基準規則の要求事項に変更がない設備でも，共通条文で技術基準規則の要求事項の変更により適合性を確認する必要がある記載事項について
は妥当性を確認する必要があるため関連する添付書類を添付する。
例 ：原子炉冷却系統施設として条文要求が変更されていない「原子炉冷却材
浄化系再生熱交換器」だが，技術基準規則第5条「地震による損傷防止」
が変更されたことにより地震による安全機能が損なわれることがないことを説明する「耐震性に関する説明書」に原子炉冷却材浄化系再生熱交換器を記載する。

5-3

3.

技術基準規則の各条文へ対応する添付書類の整理について
技術基準規則に規定される各条文の要求事項と添付書類との関連性と，その適合性の説

明に必要な添付書類を「技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書類との紐付き表」（以
下「紐付き表」という。
）として整理する。
紐付き表への整理概要を以下に示す。

紐付き表への整理概要

技術基準規則からの要求事項

実用炉規則別表第二からの要求

基本設計方針の変更

要目表記載事項の変更

基本設計方針記載事項の詳細

要目表記載事項の詳細説明に説明に必要な添付書類

必要な添付書類

技術基準規則の各条文の要求事項に対する添付書類を整理

各条文の要求事項の適合性に必要な添付書類を紐付き表へ整理

添付書類は大別すると基本設計方針記載事項の変更に伴うものと要目表記載事項の変更に伴うものに分けられる。これらを技術基準規則の各条文の要求事項に対して整理し，条文への適合性に必要な添付書類を整理する。
5-4

以下に示す考え方のもと，各条文への適合性説明に必要な添付書類を紐付き表に整理する。
「条文要求事項を満足させるために必要な設備＝設備リストへ抽出した設備」
が条文（解釈，ガイド含む）で直接要求される事項に対して，適合することを説明するために必要な添付書類を『当該条文に必要な添付書類』として整理する。
例：技術基準規則第61条（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）の解
釈1(2)c)において，「減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。
」と記載がある。
条文の直接要求として下線部が該当し，
この要求事項へ適合させるために必要な弁である「逃がし安全弁」における適合性を説明するため，「安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」
を添付す
る。
ただし，
重大事故等対処設備に関する条文のうち技術基準規則第59条～第77条について
は，非常用電源設備等必ずしも条文に直接的に施設要求が明記されていない設備についても，当該条文への適合性を説明する上で必要な設備として整理する。
施設要求が明記されていない設備については都度，判断を要する。以下にその判断基準の一例を示す。
【技術基準規則59～77条への適合性判断の基準】
・技術基準規則59～77条は想定事象に対処するために必要な設備を『施設することを要求』している条文のため基本的には系統図，配置図等の図面により施設されていることを説明する。
・個別では直接的に要求の読めない共通事項（強度・耐震・安全弁等）は，それらの条文側で適合性を確認するため，個別条文としての添付書類は省略する。

5-5

別紙１

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（１／６）

施設区分

施設共通

今回の添付の有無

添付書類名称

添付書類の添付の考え方

ＤＢ

ＳＡ

送電関係一覧図○×

保安電源設備等の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。

急傾斜地崩壊危険区域内において行う制限工事に係る場合は，当該区域内の急傾斜地（急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律第二条第一項に規定するものをいう。以下同じ。
）の崩壊の防止措置に関する説明書

××

急傾斜地崩壊危険区域の対象がないため添付しない。

工場又は事業所の概要を明示した地形図○

×

発電所敷地境界線が変更となるため添付する。

主要設備の配置の状況を明示した平面図及び断面図○○

単線結線図（接地線（計器用変成器を除く。
）については電線の種類，太さ及び接地の種類も併せて記載すること。
）○○

新技術の内容を十分に説明した書類

×

×

発電用原子炉施設の熱精算図

××

熱出力計算書

××

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書○○

排気中及び排水中の放射性物質の濃度に関する説明書

×

×

×

×

○

○

人が常時勤務し，又は頻繁に出入する工場又は事業所内の場所
における線量に関する説明書
発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説
明書
放射性物質により汚染するおそれがある管理区域（第二条第二項第四号に規定する管理区域のうち，その場所における外部放射線に係る線量のみが同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。
）並びにその地下に施設する排水路並びに当該排水路に施設する排水監視設備
及び放射性物質を含む排水を安全に処理する設備の配置の概要を明示した図面

設計基準対象施設の基準変更箇所への適合性及び重大事故等対処設備の要求事項への適合性説明のため添付する。
設計基準対象施設の基準変更箇所への適合性及び重大事故等対処設備の要求事項への適合性説明のため添付する。
技術基準規則及びその解釈に基づかない設備を施設しないた
め添付しない。
原子炉熱出力，蒸気タービン系のヒートバランスに係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
原子炉制御系，原子炉熱出力に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
設置変更許可の許可事項が，工事計画としての認可事項として記載されていること及びそれらの技術基準規則適合性の確認のため添付する。
通常運転時における排気中及び排水中の放射性物質の濃度に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
人が常時勤務する中央制御室，事務所等における線量に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
外部からの衝撃による損傷の防止，津波による損傷の防止に関する技術基準規則変更箇所の適合性を説明するため添付する。

×

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域及びその地下に施設する一般排水路（湧水等），廃棄物処理系統の放出ラインの配置及び監視，放射性物質を安全に処理する設備に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

○○

設計基準対象施設として取水機能及び重大事故等の収束に必要となる水の供給設備として海水を利用することからその取水機能を説明するため添付する。

○○

機器等に要求される仕様設定根拠について説明するため添付
する。

○

○

津波監視設備の構造図及び取付箇所，可搬型気象観測設備の構造及び取付箇所を説明するため添付する。

○

×

原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大部分の応力腐食割れ対策に関する適合性を説明するため添付する。

○○

原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大部分等及び重大事故等対処設備が使用される環境条件等，発電所への立ち入りの防止についての適合性を説明するため添付する。

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書○○

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書○○

発電用原子炉施設の蒸気タービン，ポンプ等の損壊に伴う飛散物による損傷防護に関する説明書○○

通信連絡設備に関する説明書及び取付箇所を明示した図面○○

安全避難通路に関する説明書及び安全避難通路を明示した図
面○○

非常用照明に関する説明書及び取付箇所を明示した図面○○

取水口及び放水口に関する説明書
設備別記載事項のうち，容量又は注入速度，最高使用圧力，最高使用温度，個数，再結合効率，加熱面積，伝熱面積，揚程又は吐出圧力，原動機の出力，外径，閉止時間，漏えい率，制限
流量，落下速度，駆動速度及び挿入時間，効率，吹出圧力，慣性定数，回転速度半減時間，慣性モーメント，設定破裂圧力並
びに設計温度の設定根拠に関する説明書
環境測定装置（放射線管理用計測装置に係るものを除く。
）の構造図及び取付箇所を明示した図面
クラス１機器（技術基準規則第二条第二項第三十三号ロに規定するクラス１機器をいう。）及び炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明書（クラス１機器にあっては，支持構造物
を含めて記載すること。）
安全設備（技術基準規則第二条第二項第九号に規定する安全設備をいう。）及び重大事故等対処設備（設置許可基準規則第二条第二項第十四号に規定する重大事故等対処設備をいう。）が使用される条件の下における健全性に関する説明書

×5-別 1-1

火災による損傷防止の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。
溢水等による損傷防止の基準追加箇所への適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備のタービンミサイ
ル・配管破断防護設計についての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備に関する基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。
安全避難通路等の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。
非常用照明の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（２／６）

施設区分

原子炉
本体

核燃料
物質の
取扱施設
及び
貯蔵施設

添付書類名称

今回の添付の有無

添付書類の添付の考え方

ＤＢＳＡ

耐震性に関する説明書○

×

強度に関する説明書

×

×

構造図

×

○

原子炉本体の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示
した図面

○

○

監視試験片の取付箇所を明示した図面

××

原子炉圧力容器の脆性破壊防止に関する説明書○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図○○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

○

○

構造図

○

○

○

○

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。

×

×

対象施設に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

×○

使用済燃料貯蔵設備の重大事故時における未臨界性について説明するため添付する。

○

×

燃料体等又は重量物落下による使用済燃料貯蔵槽等の機能喪失防止等に対する適合性を説明するため添付する。

×○

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

×○

使用済燃料運搬用容器の放射線遮蔽材及び使用済燃料貯蔵用
容器の放射線遮蔽材の放射線の遮蔽及び熱除去についての計
算書

×

×

対象施設に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。

使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書，検出器の取付箇所を明示した図面並びに計
測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監視する装置の構成に関する説明書，検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃
料物質が臨界に達しないことに関する説明書
燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書使用済燃料運搬用容器，使用済燃料貯蔵槽及び使用済燃料貯蔵
用容器の冷却能力に関する説明書

5-別 1-2

地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明するため添付する。
対象施設に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
既工事計画にて提出済みであるため既工事計画書の読み込みしたリストを添付する。
（兼用先の要求）
地震による損傷防止の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。（重大事故等対処設備としての評価については兼用先の要求）
監視試験片の取付箇所に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として適合性を説明するため添付する。

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統であることを説明するため添付する。
地震による損傷防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての地震による損傷防止に対する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。

使用済燃料貯蔵槽の重大事故等時における冷却能力について説明するため添付する。
使用済燃料貯蔵槽の重大事故等時における遮蔽能力について説明するため添付する。

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（３／６）

施設区分

原子炉冷却
系統施設

今回の添付の有無

添付書類名称ＳＡ

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及び系
統図

○

○

蒸気タービンの給水処理系統図

××

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

○

○

構造図

○

○

原子炉格納容器内の原子炉冷却材又は一次冷却材の漏えいを監視する装置の構成に関する説明書，検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書○

×

蒸気発生器及び蒸気タービンの基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面

××

流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書○

×

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書

×○

蒸気タービンの制御方法に関する説明書

××

蒸気タービンの振動管理に関する説明書

××

蒸気タービンの冷却水の種類及び冷却水として海水を使用しない場合は，可能取水量を記載した書類

××

安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書

○

○

×

○

×

×

制御能力及び最大反応度価値，ほう酸貯蔵量等に係る技術基準
規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

×

○

構造図

×

○

○

○

○

×

○

○

×

×

×

○

○

○

安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

計測制御系統施設に係る機器（計測装置を除く。）の配置を明示した図面及び系統図
制御能力についての計算書（最大反応度価値，反応度制御能力，
停止余裕，負の反応度添加率，ほう酸及びほう酸水の貯蔵量並
びにほう素濃度の根拠に関する説明を併記すること。
）

計測制御系
統施設

添付書類の添付の考え方

ＤＢ

計測装置の構成に関する説明書，計測制御系統図及び検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
原子炉非常停止信号の作動回路の説明図及び設定値の根拠に関する説明書
工学的安全施設等の起動（作動）信号の起動（作動）回路の説
明図及び設定値の根拠に関する説明書
デジタル制御方式を使用する安全保護系等の適用に関する説
明書
発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書
中央制御室の機能に関する説明書，中央制御室外の原子炉停止
機能及び監視機能並びに緊急時制御室の機能に関する説明書

5-別 1-3

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
蒸気タービンの給水処理系統に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大に伴い，その拡大によっても漏えい検知が可能であることについて説明する。
技術基準規則及びその解釈に基づき，蒸気タービンの基礎部が十分な強度を有していることを証明するものであるが，技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大部分に対する流体振動又は温度変動による損傷防止への適合性を説明するため添付する。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。
蒸気タービンの制御方法に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
蒸気タービンの振動管理に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
蒸気タービンの冷却水の種類及び冷却水としての海水使用に係る技術基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。設計基準対象施設に関しては，逃がし安全弁の取替（吹き出し量変更），実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（別表第二）の改正に伴い添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。

重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。
設計基準対象施設のうち原子炉非常停止信号の設定値を変更する施設について説明するため添付する。
重大事故等時における作動回路の追加に伴う適合性を説明するため添付する。設計基準対象施設に関しては，工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定値を変更する施設について説明するため添付する。
デジタル安全保護系は使用しないため添付しない。
重大事故等対処設備として要求事項を満たすことを説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての中央制御室の監視機能等への適合性を説明するため添付する。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。設計基準対象施設に関しては，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（別表第二）の改正に伴い添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（４／６）

施設区分

今回の添付の有無

添付書類名称ＤＢＳＡ

放射性廃棄物の廃棄施設に係る機器（流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置並びに排気筒を除く。
）の配置を明示した図面及び系統図○○

排気筒の設置場所を明示した図面○

×

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

○

○

○

○

○

地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明及び，重大事故等対処設備（兼用先の要求）としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。

×

×

対象施設に係る基準規則及びその解釈に変更はないため添付
しない。

×

×

同上。

×

×

放射性廃棄物運搬容器は保有していないため添付しない。

×

×

対象施設に係る基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

放射線管理施設に係る機器（放射線管理用計測装置を除く。）の配置を明示した図面及び系統図○○

放射線管理用計測装置の構成に関する説明書

○

○

○

○

×

○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

○

○

構造図

○

○

生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書○○

中央制御室及び緊急時制御室の居住性に関する説明書○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図○○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

○

○

構造図

○

○

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納容器本体の脆性破壊防止に関する説明を併せて記載すること。）○○

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

×

○

○

○

×

○

安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）

×○

重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため
添付する。

○

排気筒の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面（自立型のものに限る。
）
流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止能力についての計算書
固体廃棄物処理設備における放射性物質の散逸防止に関する説明書
放射性廃棄物運搬用容器の放射線遮蔽材の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書
流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置の構成に関する説明書，検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

放射線管理用計測装置の系統図及び検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明
書
放射線管理
施設

原子炉格納
施設

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備（兼用先の要求）としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設
備（兼用先の要求）としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備（兼用先の要求）としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備（兼用先の要求）としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付
する。

構造図
放射性
廃棄物の
廃棄施設

添付書類の添付の考え方

原子炉格納施設の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面
圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書

5-別 1-4

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置について説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。
同上。
重大事故等時における環境試料分析について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計基準対象施設及び，重大事故等時における中央制御室及び緊急時対策所の生体遮蔽装置の遮蔽能力等について説明する
ため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等時の中央制御室の居住性に対する適合性を説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統については説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計基準対象施設として変更のないこと及び重大事故等時における格納容器の機能を説明するため添付する。
重大事故等時における格納容器内水素濃度低減に関する適合性を説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明するため添付する。
重大事故等対処設備としての要求事項を満足することを説明するため添付する。

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（５／６）

施設区分

非常用
電源設備

常用
電源設備

補助
ボイラー

火災防護
設備

今回の添付の有無

添付書類名称ＤＢ

ＳＡ

非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図○○

非常用発電装置の出力の決定に関する説明書

○

○

燃料系統図

○

○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）

○

○

構造図

○

○

安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面○

×

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。
）

×

×

常用電源設備の健全性に関する説明書○

×

電磁誘導電圧計算書（電圧十七万ボルト以上の電力系統に係る中性点接地装置の工事を含む場合に限る。）

×

×

短絡強度計算書

××

添付書類の添付の考え方
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす非常用電源設備の出力について説明するために添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たすことを説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
保安電源設備等の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性については，「常用電源設備の健全性に関する説明書」にて，基本方針を説明する。
保安電源設備等の基準変更箇所への適合性を説明するため添付する。
設備に係る基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。
同上。
新規制基準の改正に伴い，既設の遮断器を撤去し，新たに設置することから，三相短絡容量に関する適合性の説明のため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
対象施設に係る基準規則及びその解釈に変更はないため添付しない。

三相短絡容量計算書○

×

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○

×

補助ボイラーに附属する主配管の配置の概要を明示した図面
及び系統図

×

×

水循環系統図××同上。

補助ボイラーに属する燃料系統図

×

×

同上。

強度に関する説明書

×

×

同上。

構造図

×

×

同上。

補助ボイラーの基礎に関する説明書

×

×

同上。

制御方法に関する説明書

×

×

同上。

安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）

×

×

同上。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○

×

火災防護設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図○○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）

○

○

構造図

○

○

安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。）

×

×

対象となる安全弁がないため添付しない。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。

5-別 1-5

設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を火災より防護する設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を火災より防護する設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を火災より防護する設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。

工事計画の補正における添付書類の添付要否の考え方について（６／６）

施設区分

浸水防護
施設

補機駆動用
燃料設備

非常用
取水設備

敷地内土木
構造物

緊急時
対策所

今回の添付の有無

添付書類名称

添付書類の添付の考え方

ＤＢ

ＳＡ

浸水防護施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図○○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）

○

○

構造図

○

○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

補機駆動用燃料設備に係る機器の配置を明示した図面及び系
統図

○

○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）

○

○

構造図

○

○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

非常用取水設備の配置を明示した図面○○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

強度に関する説明書※（別添）

○

○

構造図

○

○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○

斜面安定性に関する説明書（地震による斜面の崩壊の防止措置を実施する場合のものに限る。
）

×

×

対象施設がないため添付しない。

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書

×

×

同上。

緊急時対策所の設置場所を明示した図面及び機能に関する説
明書

○

○

耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。）○○

緊急時対策所の居住性に関する説明書○○

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書○○※：実用炉規則別表第二に要求のない添付書類

5-別 1-6

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を浸水より防護する設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所の適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を浸水より防護する設備としての要求事項を満たす構造・強度を有していることを説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備を浸水より防護する設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす配置及び系統について説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての材料・構造に関する適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての要求事項を満たす構造であることを説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため添付する。

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備における緊急時対策所の機能に対する適合性を説明するため添付する。
地震による損傷の防止の基準変更箇所及び重大事故等対処設備としての適合性を説明するため添付する。
設計基準対象施設及び重大事故等時における緊急時対策所の居住性に対する適合性を説明するため添付する。
設計及び工事に関する品質管理に対する適合性の説明のため
添付する。

６

工事計画認可申請における添付書類の作成要領

工事計画認可申請にあたり，実用炉規則では，別表第二の上欄に掲げる種類に応じて，同表の下欄に掲げる書類を添付することを要求している。
この添付書類は，工事計画認可申請した施設（以下「当該施設」という。
）の技術基準規則及び解釈への適合性を示すための書類であることに鑑み，当該施設の詳細設計の考え方，
技術基準規則及び解釈への適合性を示すため，各添付書類に共通する作成要領を以下にまとめる。
なお，特記事項のある書類については添付書類として別途記載する。
1.

基本的な構成※1
添付書類の章立ての基本的な構成は以下のとおりとする。
1.

概要

2.

）
基本方針（技術基準規則及び解釈等の要求項目を含む。

3.

評価（該当する場合）

4.

施設の詳細設計方針）
別添（必要に応じ添付する。
・計算機プログラム（解析コード）の概要等※1：書類内容に応じて，各章立ての中の分類を分けることも可とする。
2.

具体的な記載内容及び記載にあたっての留意事項「1. 基本的な構成」の章立て構成に基づく具体的な記載内容及び記載にあたっての留意事項を以下に示す。
章※2

具体的な記載内容及び留意事項※2(1) 基本設計方針及び要目表と整合が図られていること。
(2) 「技術基準規則及び解釈の要求事項に追加又は変更があるも全般的な留意事項の」に対して関連する内容を記載する※3。
(3) 書類全体に亘り，極力，記載内容が重複しないようにする。
※3：全体の繋がりやトーン合わせ等の状況や内容に応じて，例外
的に追加又は変更のない部分を記載する場合もある。

6-1

章※2

具体的な記載内容及び留意事項※2(1) 説明書類の目的や位置付け※4を記載する。
（記載例）
本書類は，
「実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準規則」という。
）第26条第1項第4号及び第7号並びにそれらの「実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則の解釈」（以下「解釈」という。
）に基づき，燃料取扱いに使用するクレーン，装置等の燃料取扱設備における，燃料集合体の落下防止対策及び使用済燃料プール内の燃料体又は使用1.

概要済燃料（以下「燃料体等」という。
）又は重量物の落下により破損しないことについて説明するものである。併せて，技術基準規則第26条第2項第4号ニ及びその解釈に基づき，燃料取扱設備等の重量物が落下しても使用済燃料プールの機能が損なわれないことを説明する。
※4：a. 条文に対応することを示す宣言だけではなく，直接的な要求に対する説明に関連した特殊な内容を示すことの宣言
b. 既工認の読み込みや他の説明書との関連を示す宣言(1) 当該添付書類で説明している全体の流れがわかる概要を記載する。
（例）火災防護に関する説明書
東海第二発電所における設計基準対象施設及び重大事故等対処
施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性や重大事故等に対処するための必要な機能を損なわないよう，設計基準対象施設のうち，火災防護上重要な機器等並びに重大事故等対処施設を設置する

2.

基本方針

火災区域及び火災区画に対して，以下に示す火災の発生防止，火災の感知及び消火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
2.1 火災発生防止
発電用原子炉施設内の火災発生防止として，発火性又は引火性物質を内包する設備に対し，漏えい及び拡大の防止対策，防爆対策，設置上の考慮，換気及び発火性又は引火性物質の貯蔵量を必要な量にとどめる対策を行う。また，…防止する設計と
する。…

6-2

章※2

具体的な記載内容及び留意事項※2(2) 当該施設の設置にあたって評価が必要な場合に，設置変更許可での評価結果を用いる場合は，その評価結果及びそれを踏まえた設計方針を記載する。
(3) 今後，評価する場合は評価時期，評価方法及び条件，評価結

2.

基本方針

（前項の続き）果に応じてとる措置といった評価方針を記載する。
(4) 当該施設に係る技術基準規則及び解釈の要求を記載する。
(5) 設置変更許可申請書の本文記載事項のうち，技術基準規則及び解釈に対応条文のない設置許可基準規則要求を受けた約束事項があればそれを記載する。
(6) 上記以外で関連する規格要求等がある場合も記載する。
(1) 「2. 基本方針」(2)又は(3)項で記載した評価に関する内容の詳細を記載する。
(2) 評価や解析を行うにあたっては，評価や解析の基本方針，評価方法，前提条件，評価結果の記載順を基本とした構成とする。
＜留意事項＞a.

3.

評価

設置許可基準規則への適合性確認として実施した有効性
評価にて性能評価を行ったものについては，「有効性評価において性能を有していることを確認した」旨を記載する。この時，評価条件に合致していることも記載する。
b.

評価解析を行うにあたり，結果を導くまでの過程を後から検証できるよう，前提条件，使用する計算式及び入力値等を明確にするとともに，出典元も記載する。
c.

ガイド等に準ずる場合，準ずる旨の記載だけでなく，評価や確認した内容も記載する。
(1) 当該施設の基本設計方針及び要目表記載事項に係る詳細設計方針を記載する。
4.

施設の詳細
設計方針

(2) 原則として，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の設計方針を融合させた記載とする。
(3) 融合が困難な場合は，設計基準対象施設及び重大事故等対処
施設の両方に共通する大枠の考え方を記載した上で，それぞれ特徴的なものを個別に記載する。

6-3

章※2

具体的な記載内容及び留意事項※2(4) 「3．評価」も考慮した上で，技術基準規則及び解釈並びに設置許可基準規則を受けて設置変更許可本文に記載している

4.

施設の詳細

約束事項等の要求に対して，基本設計方針及び要目表の記載事

設計方針項が適合していることを記載する。

（前項の続き）＜留意事項＞
a.

構造，仕様及び設置場所（取付位置）等，変更が生じた際に性能に影響があると考えられるものは記載する。

(1) 設置変更許可時に作成した｢まとめ資料｣については，工事計画認可申請書の説明書類として添付することの要否を検討す
る。必要と判断した場合であっても，そのまま添付するのではなく，必要な情報を整理した上で添付する。この時，原則として文章部分は本文側に含ませ，図表のみを添付する。ただし，工事計画書本文を補足する上で全体を添付する必要がある場
合は，上記によらなくてもよいこととする。
(2) 別添を添付する場合は，原則として添付書類本文の章立て等の説明のまとまり（最小単位）に対して一つまでとし，別添番
号を文章に溶け込ませてリンク先を明確にする※5。また，複数の別添が該当する場合は，別添の構成を見直し，上記の原則に別添従う。
(3) 各計算書作成の基本方針及び評価に用いた計算機プログラム（解析コード）についての説明を添付する。
＜留意事項＞a.

別添の中に，さらに別紙や添付資料を付けるような，多重階層的な構成は，極力避ける。
※5：
（記載例）
屋外に設置又は保管している重大事故等対処設備は，竜巻の影響を受けることから全ての重大事故等対処設備を竜巻の影響を考慮する施設として選定する。
屋外に設置する具体的な重大事故等対処設備については，別添１「屋外に設置する重大事故等対処設備の抽出」に示す。
※2：書類全体の構成として，上記に示す標準的なパターン以外に，「3. 評価」又は「4.
施設の詳細設計方針」がないパターンや，分冊構成として詳細に記載するパターンもあるため，添付書類で説明する内容に応じて最適なパターンを選択するなど，柔軟に対応することとする。
6-4

3.

説明書固有の特記事項が含まれている作成要領
説明書固有の特記事項が含まれている作成要領については，
以下に別紙として記載する。
(1) 別紙１ 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書の作成要領(2) 別紙２ 工事計画認可申請書のうち発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書の作成要領(3) 別紙３ 東海第二発電所 強度に関する説明書の記載上の整理について(4) 別紙４ 東海第二発電所 耐震評価を行っている各施設の工認添付書類記載の整理について(5) 別紙５ 火災，自然現象，溢水，可搬評価に係る強度・耐震評価の方針書及び計算書の作成要領6-5

別紙１

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書の作成要領
1.

概要
本資料は，工事計画認可申請書に添付書類として要求される「設備別記載事項の設定根拠に関する説明書」（以下「設定根拠説明書」という。
）の作成にあたっての作成要領を示す。
2.

設定根拠説明書の位置付け
工事計画認可申請を行うにあたり，別表第二の上欄に掲げる種類に応じて，同表の下欄に掲げられる書類を添付する必要があるが，そのうち発電用原子力施設に共通の添付書類として「設定根拠説明書」がある。
この設定根拠説明書の記載内容は，
別表第二の中欄に記載される設備別記載事項のうち
以下に示す別表第二の下欄の項目について，要目表に記載する機器等が通常運転時，設計基準事故時，
重大事故等時等に機能を要求される状況で所要の機能を発揮するための設計
条件の設定根拠に関して記載し，技術基準規則への適合性を説明する書類としている。
容量又は注入速度，最高使用圧力，最高使用温度，個数，再結合効率，加熱面積，
伝熱面積，揚程又は吐出圧力，原動機の出力，外径，閉止時間，漏えい率，制限流量，落下速度，駆動速度及び挿入時間，効率，吹出圧力，慣性定数，回転速度半減
時間，慣性モーメント，設定破裂圧力並びに設計温度
また，基本設計方針にのみ記載する機器等についても，当該機器等の主たる機能に係る仕様（容量，最高使用圧力，最高使用温度，個数等）について，「3 工事計画認可申請における基本設計方針の作成要領（別紙４）」の「基本設計方針に記載すべき機器仕様及び設定根拠に関する説明書作成対象設備選定フロー」に従い抽出し，設定根拠説明書の別添
１で「技術基準規則要求機器リスト」を作成する。選定された設備について，設定根拠書を作成する設備は，別添２に「設定根拠説明書（別添）」として仕様設定根拠を記載する。
3.

設定根拠説明書の構成
設定根拠説明書は，別表第二で規定される施設区分ごとに作成し，その施設区分ごとに各設備をまとめて作成するものとし，構成は下記とする。
(1) 表紙(2) 各設定値に対するその根拠についての説明

6-別 1-1

4.

設定根拠説明書の作成方針
設定根拠説明書の作成にあたり設備共通部分の作成方針を以下に示す。
設定根拠説明書は要目表の記載に併せて，1設備につき「一つ」とする。
なお，個別設備の作成方針は「7. 設定根拠説明の対象項目と作成方針」
にて記載する。
a.

記載順序
各設定根拠説明書の記載の順序は，別表第二中欄の記載順序に準拠し，以下の順とする。
(a) 装置類（以下の設備に属さない設備）(b) 熱交換器(c) ポンプ(d) 容器（ガスボンベを含む）(e) 貯蔵槽(f) ろ過装置(g) 安全弁及び逃がし弁(h) 主要弁(i) 主配管(j) 再結合装置並びに電熱器(k) 送風機(l) 排風機(m) フィルタ
b.

技術基準規則第五条及び第十二条の変更のみで申請対象となる設備(a) 技術基準規則第五条変更に伴う申請対象設備
既存の設備であり，技術基準規則第五条変更に伴う申請対象設備として，新たな耐震Ｓクラス設備，共振のおそれのある耐震Ｂクラス設備の記載の適正化として，
要目表を作成する設備については，設定根拠説明書を作成しない。
(b) 技術基準規則第十二条変更に伴う申請対象設備
既設設備であり，技術基準規則第十二条変更に伴う申請対象設備として，溢水防護上の配慮が必要な高さの記載の適正化として，
要目表を作成する設備については設定根拠説明書を作成しない。

6-別 1-2

c.

設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用する場合
複数の設備（系統）区分の機能を持つ設備で，設計基準対象施設と重大事故等対処

設備の両方の機能を持つものは，
要目表の記載に併せて，設計基準対象施設の設備（系統）区分にて設定根拠説明書を作成する。記載にあたっては，設備（系統）区分ごとに内容を記載する。
（記載例①参照）d.

重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合
重大事故等対処設備の機能のみを持つ設備で，複数の設備（系統）区分の機能を持つものは，要目表の記載に併せて，一つの設備（系統）区分にて設定根拠説明書を作成する。記載にあたっては，設備（系統）区分ごとに内容を記載する。
（記載例②参照）e.

概要説明
各設備の設定根拠説明書の冒頭で，概要説明として以下の内容を記載する。

(a) 設計基準対象施設
設計基準対象施設として以下の内容を記載する。既工事計画書において，既に設定根拠説明書を作成している設備については，その設定根拠説明書を呼込む。
（記載例③参照）
なお，記載については最新プラントの記載内容を基本とし，東海第二発電所のプラント設計に合わせた設計方針を記載する。
・設計基準対象施設として，各設備について要求される機能（設備仕様を設定する際の条件等）を記載する。
（記載例④参照）(b) 重大事故等対処設備
・原則，各設備に要求されている技術基準規則の各条文の要求事項を記載する。
（記載例⑤参照）

6-別 1-3

各設備に要求されている条文は，設置変更許可申請書の「重大事故等対処設備の設備分類等」
にて分類している設置許可基準規則の各条文に対応する技術基準規則の条文とする。
・上記要求事項に対して，要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等を記載する。
（記載例⑥参照）
系統構成等を記載するにあたっては，原則，基本設計方針に記載する機能喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等を記載する。複数の条文に対して，系統構成等が同じである場合は，まとめて記載するが，記載項目が多岐に亘る場合には，箇条書きで記載する。
(c) 配管配管については設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の系統概略を記載する。
（記載例⑦参照）(d) 重大事故等時に流路として使用する設備
重大事故等時に設計基準対象施設の一部を流路として使用する設備については
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の系統概略を記載する。
5.

設定根拠説明書内で記載する「同様の使用方法」の定義
設計基準対象施設として使用する設備を重大事故等時においても使用する場合の設定

根拠説明書内に記載する「設計基準対象施設と同様の使用方法」とは，各設備の記載内容（容量，圧力，温度等）のうち，設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらない場合（注）に使用する。
ただし，対象配管の上流に当該設備の設定の根拠となる設備（冷却器，ポンプ等）がある場合には，その設備の重大事故等時における使用圧力，使用温度を基に配管の重大事故等時の根拠を記載する。
（注） 重大事故等時の条件が設計基準対象施設の設計段階にて基とした条件（系統構成，流体の種類等）と同じ。
（記載例⑧参照）

6-別 1-4

6.

重大事故等時に使用する場合の圧力及び温度について
重大事故等対処設備については，
重大事故等時において使用する場合の圧力及び温度に関して記載することから，施設区分の冒頭の設定根拠の最高使用圧力及び最高使用温度の項目にて注記を付記し，重大事故等時において使用する場合の圧力及び温度であることを記載した上で以降省略する旨を記載する。

6-別 1-5

7.

設定根拠説明の対象項目と作成方針(a) 共通設備の作成方針（記載例⑨参照）
設備

項目

単位

作成方針
・容量（交換熱量）を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。
・複数の設備（系統）区分を有する場合は，その設定根拠を記載する。
・新設設備について，複数の容量の合計にて容量が設定されている場合は，容量の内訳を記載す

容量

kW/個

る。
・既工事計画書対象の既設設備については，工事
計画書本文に記載している容量にて技術基準規則に適合していることを使用前検査にて確認していることから，設計段階にて評価した容量の内訳は記載しない。その場合，施設時と系
統構成を含めて変わらないことを記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・容量（交換熱量）を満たすのに必要な伝熱面積

熱交換器
伝熱面積

m2

の算出方法の概要及び算出結果を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠と最高使用圧力（管側）

MPa

する理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある
場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。

6-別 1-6

設備

項目

単位

作成方針
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠と最高使用圧力（胴側）

MPa

する理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある
場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる場合は，上流側の機器を基本とし，下流

熱交換器

側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠と最高使用温度（管側）℃

する理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある
場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に最高使用温度（胴側）

準じる場合は，上流側の機器を基本とし，下流℃側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある
場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。

6-別 1-7

設備

項目

単位

作成方針
（前項の続き）最高使用温度（胴側）℃

・設計基準対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載す
る。

熱交換器

・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。
個数－・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-8

設備

項目

単位

作成方針
・ポンプ容量を決定した条件とそのときの必要容量を記載する。
・複数の設備（系統）区分を有する場合は，その設定根拠を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・新設設備について，複数の容量の合計にて容量が設定されている場合は，容量の内訳を記載する。
・既工事計画書対象の既設設備については，工事計

容量

3m /h/個

画書本文に記載している容量にて技術基準規則に適合していることを使用前検査にて確認していることから，設計段階にて評価した容量の内訳は記載しない。その場合，施設時と系統構成を含めて変わらないことを記載する。
・重大事故シーケンスにおいて，解析条件として使用されている設備については，主要なシーケンスを記載し，有効性評価解析にてその容量の有効性が確認されている旨を記載する。

ポンプ・新設設備について，揚程の内訳である，水源と移送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管圧損（ホース，弁圧損を含む）について記載する。
・既工事計画書対象の既設設備については，工事計画書本文に記載している揚程にて技術基準規則に

揚程
又は

m，MPa

吐出圧力

適合していることを使用前検査にて確認していることから，設計段階にて評価した揚程の内訳は記載しない。その場合，施設時と系統構成を含めて変わらないことを記載する。なお，新たに工事計画書対象となる既設設備については，新設設備と同様に揚程の内訳を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・原動機出力の設定根拠を記載する。なお，新設設

原動機出力

kW/個

備及び，新たに工事計画書対象となる既設設備については，原則，ポンプの最大流量又は定格流量における必要軸動力の計算過程を示す。

6-別 1-9

設備

項目

単位

作成方針
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器

最高使用圧力MPaを呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器

ポンプ

最高使用温度℃を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。
・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を

個数

－

記載する。
・原動機の個数について，ポンプと電動機が一体の場合には，「○○ポンプ（電動機含む）は，…」と明記する。なお，ポンプと電動機が一体でない場
合は個別に個数を記載する。

6-別 1-10

設備

項目

単位

作成方針
・容量を設定した根拠とその必要容量を記載する。
・複数の設備（系統）区分を有する場合は，その設定根拠を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・新設について，複数の容量の合計にて容量が設定されている場合は，容量の内訳を記載する。

容量

m3/個

・既設設備について，工事計画書本文に記載している容量にて技術基準規則に適合していることを使用前検査にて確認していることから，設計段階にて評価した容量の内訳は記載しない。
・重大事故シーケンスにおいて，解析条件として使用されている設備については，主要なシーケンスを記載し，有効性評価解析にてその容量の有効性が確認されている旨を記載する。
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる

容器

場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器
最高使用圧力MPaを呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器

最高使用温度℃を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。

6-別 1-11

設備

項目

単位

作成方針
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。

容器

個数

－

・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-12

設備

項目

単位

容量

m3/個

作成方針
・容量を設定した根拠とその必要容量を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器

最高使用圧力MPaを呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記貯蔵槽載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を最高使用温度℃記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準事故対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。

個数－・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-13

設備

項目

単位

作成方針
・容量を設定した根拠とその必要容量を記載する。

容量

m3/個

・複数の容量の合計にて容量が設定されている場合
は，容量の内訳を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器

最高使用圧力MPaを呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときのろ過装置

温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を最高使用温度℃記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準事故対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。

個数－・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-14

設備

項目

単位

作成方針
・吹出圧力の設定根拠について記載する。なお，上・

吹出圧力

MPa

下流設備，配管の最高使用圧力に準じている場合はその旨を記載し，互いに呼込まないよう留意する。

安全弁

・常設設備については設置個数を，可搬型設備につ逃がし弁

いては保有数を記載する。
個数－・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-15

設備

項目

単位

作成方針
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を最高使用圧力MPa

記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準事故対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる

主要弁

場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を最高使用温度℃記載するとともに，互いに呼込まないよう留意する。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準事故対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。

個数－・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

6-別 1-16

設備

項目

単位

作成方針
・最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用圧力に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意す

最高使用圧力MPaる。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準対象施設の最高使用圧力と重大事故等時の使用圧力が異なる場合は，それぞれ記載する。
・複数の最高使用圧力を設定する配管のうち，それぞれの設定根拠に明確な差異がない場合は，前段で複数設定する根拠を記載する。

主配管

・最高使用温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，最高使用温度の設定根拠を記載する。なお，他の機器の最高使用温度に準じる
場合は，上流側の機器を基本とし，下流側の機器を呼込む場合は，下流側機器を根拠とする理由を記載するとともに，互いに呼込まないよう留意す
最高使用温度℃る。また，複数の系統構成がある場合は，その旨を記載し，どの系統を根拠としているか記載する。
・設計基準事故対象施設の最高使用温度と重大事故等時の使用温度が異なる場合は，それぞれ記載する。
・複数の最高使用温度を設定する配管のうち，それぞれの設定根拠に明確な差異がない場合は，前段で複数設定する根拠を記載する。

6-別 1-17

設備

項目

単位

作成方針
・重大事故等対処設備として新たに設置した配管については，当該配管における流量を示し，その流量と配管外径及び標準流速における流量の関係の表から最小配管呼び径が選定され，当該配管の外径が最小配管呼び径以上であることを記載する。
（原則として記載例⑩に倣い記載）
・設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用する配管であって，設計基準対象施設として使

外径

mm

主配管

用する場合と流量が変わらない又は設計基準対象施設と同様の使用方法である旨を記載し，標準流
速表は省略する。なお，標準流速を超えて使用する場合については問題ない旨を記載する。
（原則として記載例⑩に倣い記載）
・ホース類は，重大事故等時の可搬性，接続性等を考慮して選定していることを記載する。
・差込み継手の内径は，標準流速を基に径を選定しないため，原則とし記載しない。

個数－

・可搬型設備の保有数を記載する。

6-別 1-18

設備

項目

単位

作成方針
・送（排）風機容量を決定した条件とそのときの必容量

m3/min

要容量を記載する。
・公称値の設定根拠についても記載する。
・原動機出力の設定根拠を記載する。
なお，新設設備及び新たに工事計画書対象となる

原動機出力

kW/個

既設設備については，原則，送（排）風機の最大風量又は定格風量における必要軸動力の計算過程を示す。

送（排）風機・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。
・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を
個数

－

記載する。
・原動機の個数について，送（排）風機と電動機が一体の場合には，「○○送（排）風機（電動機含む）
は，…」と明記する。なお，送（排）風機と電動機が一体でない場合は個別に個数を記載する。

効率％

・効率の設定根拠を記載する。
・常設設備については設置個数を，可搬型設備については保有数を記載する。

フィルタ
個数

－

・設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用している設備については，それぞれの個数の根拠を記載する。

(b) 重大事故等時に流路として使用する設備
重大事故等時に設計基準対象施設の一部を流路として使用する設備については，
重大事故等時の流路として設定根拠説明書を作成する。作成にあたっては，重大事
故等時に設計基準対象施設としての機能を使用せず，流路としてのみ使用することから，設定根拠の説明としては，流路としての機能に係る項目（最高使用圧力，最高使用温度，
個数）の設定根拠のみを記載する。
なお，その他の項目については
「－」
とする。
8.

記載例
設備別記載事項の設定根拠に関する説明書の記載例を以下に示す。

6-別 1-19

【設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用する場合（１／１）
】

名称

ほう酸水注入ポンプ量m3/h/個9.78 以上（9.78）

力MPa

8.5 以上（8.5）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 1.04 吐出側 9.66

最 高 使 用 温 度

℃

66

力

kW/個

37

数

－

2

容
吐

原

出

動

圧

機

出

個

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
ほう酸水注入ポンプは，設計基準対象施設として運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を未臨界に移行するために設置する。

〔記載例①〕
設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用する場合
設計基準対象施設として，各機器・設備について要求される機能について記載する。

・重大事故等対処設備
重大事故等時に計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）として使用す
るほう酸水注入ポンプは，以下の機能を有する。

〔記載例①〕
ほう酸水注入ポンプは，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健設計基準対象施設と重大事故等対処設備を兼用する場合
重大事故等対処設備として，各機器・設備について要求される機能について記載する。

全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより原子炉圧力容器に十分な量のほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界に移行する設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入系）として使用するほう酸水注入ポンプは，以下の機能を有する。
ほう酸水注入ポンプは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故
対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。

6-別 1-20

【重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合（１／２）
】
名称

常設低圧代替注水系ポンプ
189 以上，150 以上，80 以上，50 以上，70 以上，180 以

容量m3/h/個揚程m

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

力

kW/個

190

数

―

2

原

動

機

出

個
【設

上，190 以上，147 以上 (200)105.9 以上，121.2 以上，109.1 以上，65.8 以上，109.7 以上，145.4 以上，129.8 以上，112.6 以上 (200)

定 根 拠】（概要）
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，下記の機能を有する。

〔記載例②〕
重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合
常設低圧代替注水系ポンプを「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」として使用する場合の概要を

常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基記載する。

準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
これらの系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管を経由して，発電用原子炉へ注水することにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，下記の機能を有する。

〔記載例②〕
常設低圧代替注水系ポンプは，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。

重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合
常設低圧代替注水系ポンプを「圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備」として使用する場合の概要を記載する。

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために設置する。
これらの系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管を経由して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。

6-別 1-21

【重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合（２／２）
】
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（格納容器下部注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，下記の機能を有〔記載例②〕
重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合する。

常設低圧代替注水系ポンプを「圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備」として使用す
常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器

る場合の概要を記載する。

の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
これらの系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，ペデスタ
ル（ドライウェル部）に注水することにより原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，下記の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。

〔記載例②〕
重大事故等対処設備として複数の設備（系統）区分で兼用する場合
常設低圧代替注水系ポンプを「使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備」として使用する場合の概要を記載する。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プー
ルの水位が異常に低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料の著し
い損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために設置する。
これらの系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，使用済燃料プールに注水，又はスプレイすることにより使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料
を冷却，又は損傷を緩和する設計とする。
1.

容量の設定根拠1.1 低圧代替注水系として使用する場合の容量 189 m3/h/個以上
残留熱除去系配管から発電用原子炉へ注水する場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，有効性評価において有効性が確認できている，発電用原子炉への注水量を常設低圧
代替注水系ポンプで 378 m3/h としていることから，ポンプ 1 個当たり 189 m3/h 以上とする。
1.2

代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の容量

150 m3/h/個以上

原子炉格納容器内へスプレイする場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，有効性評
価において有効性が確認できている，原子炉格納容器内へのスプレイ流量を常設低圧代替
注水系ポンプで 300 m3/h としていることから，ポンプ 1 個当たり 150 m3/h 以上とする。

6-別 1-22

【既工認において，既に設定根拠説明書を作成している設備の場合（１／１）】
名

称

原子炉格納容器

最

高

使

用

圧

力

kPa

最

高

使

用

温

度

℃

設

計

漏

え

い

率

％/d

数

－

個

310，620＊（内圧）/14（外圧）171，200＊（ドライウェル）
104.5，200＊（サプレッション・チェンバ）0.5 以下（常温，空気又は窒素，最高使用圧力の 0.9 倍に等しい圧力において）
1【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
原子炉格納容器は設計基準対象施設として原子炉冷却材圧力バウンダリの破断事故時すな
わち原子炉冷却材喪失時に発電用原子炉から放出される放射性物質の発電所外への拡散を抑〔記載例③〕
設計基準対象施設の概要説明
既工事計画書において，既に設定根拠説明書を作成している設備については，その設定根拠説明書を呼込む。

制するために設けられている。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する原子炉格納容器は，以下の機能を有する。
原子炉格納容器は，重大事故等時における圧力，温度にて原子炉冷却材喪失時の圧力障壁
及び放射性物質の拡散に対する最終障壁として使用する。

既工事計画書 設定根拠 記載内容

設計基準対象施設としての原子炉格納容器の最高使用圧力，最高使用温度及び設計漏えい率の設定根拠については建設時第 1 回工事計画認可申請書（47 公第 12076 号 昭和 48 年 4 月
9 日認可）（以下「第 1 回工認」という。）にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説明書」による。
1. 最高使用圧力の設定根拠
310 kPa，620 kPa＊（内圧）原子炉格納容器の最高使用圧力（内圧）は，原子炉冷却材喪失時の最高圧力を上回るよ
うに設定する。既工認の「2.格納容器の設計圧力及び温度」に記載のとおり，原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の過渡解析の結果，ドライウェルの最高圧力が 255 kPa となることから，これに余裕をみて 310 kPa とする。
原子炉格納容器を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）の圧力が最大となる重要事故シーケンスである大破断 LOCA 後に ECCS の機能及び全交流動力電源が喪失する事故時の圧力 620
kPa とする。
注記 ＊：重大事故等時における使用時の値
14 kPa（外圧）6-別 1-23

【ポンプの記載例（１／５）
】
名称

ほう酸水注入ポンプ量m 3 /h/個

9.78 以上（9.78）

力MPa

8.5 以上（8.5）

最 高 使 用 圧 力

MPa

最 高 使 用 温 度℃

66

原 動 機 出 力

kW/個

37

－

2

容
吐

出

圧

個

数

吸込側 1.04

吐出側 9.66【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
ほう酸水注入ポンプは，設計基準対象施設 として運転時の異常な 過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止すること ができない事象が発生 するおそれがある〔記載例④〕
設計基準対象施設の概要説明
設計基準対象施設として要求される機能（設備仕様を設定する際の条件等）を記載する。

場合又は当該事象が発生した場合においても 炉心の著しい損傷を防 止するため，発電用原子炉を未臨界に移行するために設置する。

・重大事故等対処設備
重大事故等時に計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）として使用するほう酸水注入ポンプは，以下の機能を有する。

〔記載例⑤〕
ほう酸水注入ポンプに要求される技術基準規則第 59 条（設置許可基準規則第四十四条）の要求事項

ほう酸水注入ポンプは ，運転時の異常な 過渡 変化時において発 電用原子炉の運転を緊急に停止すること ができない事象が発 生するおそれがある場 合 又は当該事象が発生した場合において も炉心の著しい損傷 を防止するため，原子 炉 冷却材圧力バウ
ンダリ及び原子炉格納 容器の健全性を維持 するとともに，発電用 原 子炉を未臨界に移行するために設置する。
系統構成は，ほう酸水 貯蔵タンクを水源 とし たほう酸水注入ポ ンプにより原子炉
圧力容器に十分な量の ほう酸水を注入する ことで発電用原子炉を 未 臨界に移行する設計とする。

〔記載例⑥〕
技術基準規則第 59 条（設置許可基準規則第四十四条）にて要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等
記載内容については，基本設計方針に記載している機器喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等を引用する。

重大事故等時に原子炉 冷却系統施 設のうち非 常用炉心冷 却設備そ の他原子炉注水設備（ほう酸水注入系 ）として使用するほ う酸水注入ポンプは， 以 下の機能を有する。

〔記載例⑤〕
ほう酸水注入ポンプに要求される技術基準規則第 60 条（設置許可基準規則第四十五条）の要求事項

ほう酸水注入ポンプは ，原子炉冷却材圧 力バ ウンダリが高圧の 状態であって，設計基準事故対処設備が 有する発電用原子炉 の冷却機能が喪失した 場 合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。

6-別 1-24

【ポンプの記載例（２／５）
】〔記載例⑥〕
系統構成 は ，ほう 酸水 貯蔵タ ンク を水 源と し た ほう酸 水 注入ポ ン プ により ほう 酸水注

技術基準規則第 60 条（設置許可基準規則第四十五条）にて要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等

入 系統を介 してほう 酸 水貯蔵 タン クの 水を 原 子炉 圧力容 器に注水 す ること で， 他の 注水記載内容については，基本設計方針に記載している機器喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等を引設 備と合わ せて発電 用 原子炉 を冷 却し ， 炉 心 の著し い損 傷を 防止 で き る設計と する。

用する。

重大事 故 等時に 原子炉 格 納施設 の うち 圧力 低 減設備 そ の他の 安 全設 備の 原子 炉格 納 容
器 安全設備 （ほう酸 水 注入系 ）と して 使用 す る ほう酸水 注入ポン プ は，以 下の 機能 を有〔記載例⑤〕
ほう酸水注入ポンプに要求される技術基準規則第 66 条（設置許可基準規則第五十一条）の要求事項

す る。

ほ う酸水 注 入ポン プは ，炉心 の著 しい 損傷 が 発 生した 場 合にお い て 原子炉 格納 容器の破 損を防止 するため ，溶融し ，原 子炉 格納 容 器 の下部に 落下した 炉 心を冷 却す るた めに設 置する。

〔記載例⑥〕

系 統構成 は ，炉心 の著 しい損 傷が 発生 した 場 合 に，ほう 酸水貯 蔵 タ ンクを 水源 とした

技術基準規則第 66 条（設置許可基準規則第五十一条）にて要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等

ほ う酸水注 入ポンプ に よりほ う酸 水注 入系 統 を 介してほ う酸水を 原 子炉圧 力容 器に 注水

記載内容については，基本設計方針に記載している機器喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等をす ることで ，溶融炉 心 の原子 炉格 納容 器下 部 の ペデスタ ル（ドラ イ ウェル 部） への 落下

引用する。

を 遅延又は 防止でき る 設計と する 。

1.

容量の 設 定根拠
設計基 準 対象施 設 として使 用 するほ う 酸 水注 入ポン プ の容量 は ， ほう酸 水 貯蔵タ ンクの有効 容積 ＊ 1 全て を 50 分以上 125 分以 内 ＊ 2 で 原子炉圧 力容器に 注 入する 必要 があ ることから ，9.36 m 3 /h ＊ 3 を 上回 るもの と し，9.78 m 3 /h/個 以上 とす る 。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての容量
ポンプ容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。
〔記載例⑨〕

重大事 故 等対処 設 備として 使 用する ほ う 酸水 注入ポ ン プの容 量 は ，設計 基 準対象 施設と 同様の使 用方法で あ るため ，設 計基 準対 象 施設 と同仕 様 で設計 し ，9.78 m 3 /h/個 以上と する。

重大事故等対処設備としての容量〔記載例⑧〕
同様の使用方法
設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。

公称値 に ついて は 要求され る 容量と 同 仕 様と して 9.78 m 3 /h/個 とする 。

〔記載例⑨〕
注 記＊1：ほ う 酸水 貯蔵 タンクの 有 効容積 は ， ここで は保 守的 に無 効 容 積を 0 m 3 と し，

公称値の設定根拠についても記載する。

タンク の最 大容 量で あ る 19.5 m 3 とする 。
＊2：ほう酸 水の注入 時 間につ いて
ほう 酸水の 注 入時間 は ，炉水中 の ボロン 濃 度 変化 限度を 基 に設定 す る。
ボロ ン濃度 変 化限度 は ，最低反 応 度印加 速 度 0.001 Δ k/min を上 回 るボロン注入 速度 とし て 8 ppm/min 以上 と し，ま た 炉 水中に ほ う酸水 を 均 一に分散させる ため 20 ppm/min 以下 に設定 す る。

6-別 1-25

【ポンプの記載例（３／５）
】
停 止余 裕 0.05 Δ k 以 上 に する ため に 必要 な ボ ロ ン濃 度は ，平 成 14 年 7 月 1
日付 け平成 14・05・16 原 第 3 号に て認 可さ れ た工 事計 画 の添 付書 類「Ⅳ -2制

御能 力につ いて の計 算 書」よ り，600 ppm に 不 完全 混合 に 対 する 余 裕 を とった
1000 ppm と する 。
以 上よ り， 許 容注 入 時 間は以 下の とお りと な る。
1000÷8＝125 分（ 最長 時間 ）1000÷20＝50 分（ 最短 時間 ）上 記よ り， ほ う酸 水 の 注 入時 間は 50 分以 上 125 分以 内と なる 。
＊ 3：ほう 酸 水 注入 ポン プ によ る原 子炉圧 力 容 器へ の注入 の必 要容 量 は，許容 注 入時
間の 最長時 間が 125 分 ，ほ う酸水 タン クの 最 大容 量 が 19.5 m 3 で あ る こと から， 以下の とお りと な る。
19.5÷125＝0.156 m 3 /min
＝ 9.36 m 3 /h
上記より，ほう酸水注入ポンプによる原子炉圧力容器への注入の必要容量は9.36 m 3 /h と なる 。

2.

吐出 圧 力 の設 定 根 拠
設計 基 準 対象 施 設 として 使用 す るほ う 酸 水 注入 ポン プの 吐出 圧 力は ，0 MPa か ら ほう
酸 水注 入系 を必 要とす る最 大運転 圧力 に至 る まで の全 圧 力 範囲で 原 子 炉圧力 容 器 に定 格

〔記載例⑨〕

注 量を 注入 でき るもの とす る。安 全評 価解 析 （原 子炉 設 置変 更許 可 申 請書添 付 書 類十 ）設計基準対象施設としての揚程に おい て原 子炉 圧力が 最大 となる 原子 炉冷 却 材ポ ンプ 軸 固 着で 8.24 MPa で あ る こと か

ポンプ揚程を設定した条件とそのときの必要揚程を記載する。

ら ，そ れを 上回 る 8.5 MPa 以上と する 。

〔記載例⑨〕
重大 事故 等 対処 設備 と し て使用 す る ほう 酸 水 注 入ポ ンプ の 吐出 圧 力 は，重 大事 故等対策 の有 効性 評価 解析（ 原子 炉設置 変更 許可 申 請書 添付 書 類 十）に お い て原子 炉 圧 力が 最
大 とな る原 子炉 停止機 能喪 失で 8.19 MPa で あ ること か ら ，そ れ を 上 回る 8.5 MPa 以 上と する 。

公称 値に つ いて は要 求 さ れる吐 出 圧 力と 同 じ 8.5 MPa と す る。

重大事故等対処設備としての揚程〔記載例⑧〕
同様の使用方法
設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。
〔記載例⑨〕
公称値の設定根拠についても記載する。

3.

最高 使 用 圧力 の 設 定根拠
3.1

吸 込 側の 最 高 使 用圧 力
設 計 基 準 対 象 施設 と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吸 込 側 の 最 高 使 用 圧 力 は
主配管 「ほ う酸 水貯蔵 タン ク～ ほ う酸 水注 入 ポン プ（ 連 絡 配管 含 む）」の 最高 使 用圧

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての最高使用圧力
最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。

力と同 じ 1.04 MPa とす る。

6-別 1-26

【ポンプの記載例（４／５）
】
重 大 事 故 等 対 処設 備 とし て 使 用 す る ほ う 酸 水注 入 ポ ン プ の 吸 込 側 の 圧 力 は ， 重 大事
故等時における主配管「ほう酸水 貯蔵タン ク ～ほう酸水注入ポン プ（連絡配管含 む）」の使用圧力と同じ 1.04 MPa とする 。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用圧力〔記載例⑧〕
同様の使用方法

3.2

設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。

吐出 側の最 高使 用圧力設 計 基 準 対 象 施 設 とし て 使 用 す る ほ う 酸 水注 入 ポ ン プ の 吐 出 側 の最 高 使 用 圧 力は
ほう酸水注入ポンプの 吐出圧力を 上回る圧力 とし，9.66 MPa とする 。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての最高使用圧力
最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，最高使用圧力の設定根拠を記載する。

重 大 事 故 等 対処 設 備と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吐 出 側 の 圧 力 は ， 重大事故等時におけるほう 酸水注入ポ ンプの吐出 圧力を上回 る圧力と し ，9.66 MPa とす〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用圧力る。

〔記載例⑧〕
4.

同様の使用方法

最高使 用温度の 設 定根拠
設計基 準対象施 設 として使用 するほう 酸 水注入ポンプの最高 使用温度は， ほう酸水貯蔵タンクの 最高使用 温 度と同じ 66 ℃とす る 。

設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。
〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての最高使用温度

重大事 故等対処 設 備として使 用するほ う 酸水注入ポンプの温 度は，重大事 故等時におけるほう酸 水貯蔵タ ン クの使用温 度と同じ 66 ℃とする。

5.

上流側の機器であるほう酸水貯蔵タンクの最高使用温度に準じる。
〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用温度

原動機 出力の設 定 根拠
設計基準対象施設と して使用する ほう酸水注 入ポンプの 原動機出 力 は，定格流 量点での軸動力を 基に，容 量 及び吐出圧 力を考慮 して設定する。

〔記載例⑧〕
同様の使用方法
設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。

103
Ｐu＝
Ｑ ｐ
60
Ｐu
η＝
Ｐ

Ｐ＝

100

103 Ｑ ｐ60 η ／100（日本工業規格ＪＩＳ

Ｂ

８３１１ （2002）「往 復ポン プ－ 試験方法」）

Ｐ ：軸動 力（ kW）
Ｐu：水動 力（ kW）
Ｑ ：容量 （m 3 /min）
ｐ ：吐出 圧力 （MPa）

6-別 1-27

【ポンプの記載例（５／５）
】η ：ポン プ効 率（ ％ ）〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての原動機出力

η ＝ ηｍ ×η ｇ×η ｖ ×10 -4 ＝ 69.9 ≒ 69

Ｐ＝ηｍ ： ポン プ機 械 効率 （ ％ ）＝ 85

ηｇ ： 減速 機効 率 （％ ）＝ 91.5ηｖ ： ポン プ容 積 効率 （ ％ ）＝ 90

原動機出力を設定した根拠を記載する。

103 0.163 8.5＝33.5 ≒ 34 kW
60 69／100

上記 よ り，ほう 酸 水注 入 ポ ン プの 原 動機 出力 は 軸動 力 34 kW を上 回 る 出 力と し，37 kW/
個 と する 。

重大 事 故等 対 処設 備と し て使 用す る ほう 酸 水 注 入ポ ン プ の 原動 機 出 力 は， 設 計 基 準対
象 施 設と 同 様 の 使用 方 法 で ある た め ，設 計 基 準 対象 施 設と 同仕 様 と し ，37 kW/個 と す る 。

6.

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての原動機出力

個 数の 設定 根 拠
ほう 酸 水注 入 ポン プ（ 原 動機 含む ） は， 設 計 基 準対 象 施 設 とし て ほ う 酸水 を 原 子 炉圧
力 容 器に 注 水 す るた め に 必 要な 個 数 で あ る 1 個 を ，故 障 時及 び保 守 点検 時に よ る待 機 除
外 時 を考 慮 し ， 合計 2 個 設 置す る 。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての個数

ほう 酸 水注 入 ポン プ（ 原 動機 含む ） は， 設 計 基 準対 象 施 設 とし て 2 個 設置 し て い るもの を 重大 事 故 等 対処 設 備 と して 使 用 す る。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての個数

6-別 1-28

【容器の記載例（１／４）
】
名
容

称

ほ う酸 水 貯 蔵 タ ンク
3

量

m /個

最 高 使 用 圧 力

MPa

静 水頭

最 高 使 用 温 度

℃

66

個

－

1

数

【設

定

（ 19.5）根 拠】（概要）
・設計基準対象施設
ほう酸水貯蔵タンクは，設計基準対象施設として制御棒の挿入不能の場合に発電用原子炉〔記載例④〕
設計基準対象施設としての概要説明
設計基準対象施設として要求される機能（設備仕様を設定する際の条件等）を記載する。

に注入するほう酸水を貯蔵するために設置する。ほう酸水の濃度は 15℃において 13.4 wt％
以上であり，定期的に試料採取を行うことによって確認する。

・重大事故等対処設備
重大事故等 時に 計 測制 御 系統 施設 の うち ほ う 酸 水注 入 設 備 （ ほ う 酸 水 注 入系 ） として 使用 す る ほ う酸 水 貯 蔵 タ ンク は ，以 下の機能を有する。

〔記載例⑤〕
ほう酸水貯蔵タンクに要求される技術基準規則第 59 条（設置許可基準規則第四十四条）の要求事項

ほう 酸水貯蔵タンクは，運 転時 の異 常 な過 渡 変 化 時に お い て 発 電用 原 子 炉 の運 転 を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生
し た場 合 に お いて も 炉 心 の 著し い 損 傷 を防 止 する た め，原 子 炉 冷却 材圧 力 バウ ン ダリ
及 び原 子 炉 格 納容 器 の 健 全 性を 維 持 す ると と もに ，発 電 用 原 子 炉を 未臨 界 に移 行 する
た めに 設 置 す る。
系 統 構 成 は ， ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク を 水 源 と し た ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ に よ り ,十 分 な
量のほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで発電用原子炉を未臨界に移行する
設 計と す る 。

〔記載例⑥〕
技術基準規則第 59 条（設置許可基準規則第四十四条）にて要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等
記載内容については，基本設計方針に記載している機器喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等を引用する。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設 備（ ほう 酸 水 注 入 系）とし て 使用 する ほ う 酸 水 貯蔵 タ ン ク は，以 下 の 機能 を 有 す る 。

ほ う酸 水 貯 蔵 タ ンク は ，原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダリ が 高圧 の 状 態 であ っ て，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著 しい 損 傷を 防 止 す るた め ，発 電 用原 子 炉 を 冷却 す る た め に設 置 す る 。
系 統構 成 は ，ほ う 酸水 貯 蔵 タ ンク を 水源 と し た ほう 酸 水注 入 ポン プ に よ りほ う 酸水
貯蔵 タン ク の水 を 原 子 炉圧 力 容器 に 注水 す る こ とで ，発 電 用原 子 炉 を 冷却 し ，重 大事
故等 の進 展 の抑 制 が 可 能な 設 計と す る。

6-別 1-29

【容器の記載例（２／４）
】
重大事 故等 時に 原子 炉 格納施 設の うち 圧力 低 減設備 その 他の 安全 設 備の原 子炉格
納容器安全設備（ほう酸水注入系）として使用するほう酸水貯蔵タンクは，以下の機能を有する。

ほう酸 水貯蔵 タン クは ，炉心 の著し い損 傷が 発生し た場合 にお いて 格納容 器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸 水注 入ポン プ によりほ う酸 水を原 子 炉圧力容 器に 注水す る ことで， 溶融炉
心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止で〔記載例⑨〕

きる設計とする。

設計基準対象施設としての容量
1.

タンク容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用するほう酸水貯蔵タンクの容量は，ほう酸水の必要貯蔵量
m3＊を上回る容量として，ほう酸水貯蔵タンク内の無効容積m3 を加味した

m3/

個以上とする。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての容量
タンク容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。
〔記載例⑧〕

ほう酸水貯蔵タンクを重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，公称値については要求される容量である

3m /個以上とする。

m3/個を上回る容量として，19.5 m3/個とす同様の使用方法
設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。
〔記載例⑨〕
公称値の設定根拠についても記載する。

る。

注記＊：ほう酸水の貯蔵量について
ほう酸水の貯蔵量は，ほう酸水を注入して原子炉を冷温停止に至らせ，その状態に余裕を持って維持するのに必要な原子炉冷却材中のボロン濃度を考慮する。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての容量
タンク容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。

必要ボロン濃度は，平成 14 年 7 月 1 日付け平成 14・05・16 原第 3 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅳ-2
裕をとって制御能力についての計算書」より，停止余Δk 以上にするのに必要なボロン濃度ppm に不完全混合に対する余裕をppm とする。

ここで，ほう酸水は五ほう酸ナトリウム溶液が使用されているため，必要ボロン濃度から五ほう酸ナトリウムの量に換算する。
必要ボロン濃度に対するボロン量は，原子炉冷却材水量が-6×1000×10 ＝kg であるため，

kgとなる。そして五ほう酸ナトリウム中のボロン含有率はwt％であることから，

6-別 1-30

【容器の記載例（３／４）
】
必要五ほう酸ナトリウム量＝
＝

100
≒

kg

また，五ほう酸ナトリウムの設計飽和温度 15 ℃における溶解度は
比重約wt％で，溶液のである。したがって，ほう酸水の貯蔵量は，

貯蔵量＝

必要五ほう 酸ナ トリ ウ ム量(㎏)
五ほう酸ナトリウム飽和溶解度・密度(㎏/m3)

＝
＝

103
m3

上記から，ほう酸水の必要貯蔵量はm3 とする。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての最高使用圧力

2.

最高 使 用圧力の 設 定根拠

最高使用圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で最高使用圧力の設定根拠を記載する。

設計基 準対 象施設と し て使用 する ほう酸水 貯 蔵タン クの 最高使用 圧 力は， ほう 酸水貯
蔵タンク が 大気開放 で あること か ら，静水 頭 とする。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用圧力

ほう酸 水貯 蔵タンク を 重大事 故等 時におい て 使用す る場 合の圧力 は ，設計 基準 対象施設と同様 の 使用方法 で あるため ， 設計基準 対 象施設と 同 仕様で設 計 し，静水 頭 とする。

〔記載例⑧〕
同様の使用方法
設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。

3.

最高 使 用温度の 設 定根拠
設計基 準対 象施設と し て使用 する ほう酸水 貯 蔵タン クの 最高使用 温 度は， 保温 用電気
ヒータに よ りほう酸 水 を 27±3 ℃ ＊ に維 持し ていること か ら，こ れ を上回る 66 ℃とす〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての最高使用温度る。

ほう酸 水貯 蔵タンク を 重大事 故等 時におい て 使用す る場 合の温度 は ，設計 基準 対象施設と同様 の 使用方法 で あるため ， 設計基準 対 象施設と 同 仕様で設 計 し，66 ℃と する。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用温度〔記載例⑧〕
同様の使用方法

注記＊： 保 温用電気 ヒ ータには タ ンク用ヒ ー タと配管 用 ヒータが あ り，タン ク 用ヒータ

設計基準対象施設として使用する場合の設計条件と変わらないため「同様の使用方法」と記載する。

については 非常用電 源 から供給さ れるため ， 事故時にお けるタン ク 内のほう酸
水が析出す るような 温 度低下は起 こらない 。
配管用電気 ヒータは 事 故時に電源 が喪失す る 可能性があ るものの ， ほう酸水注 入開始にかかる時間は 重大事故 等 対策の有効 性評価解 析 （原子炉設 置変更許 可 申請書添付 資料十）において約 6 分と評 価さ れており ， ほう酸水 の 注入開始ま でにほう 酸 が析出する ような温度低下は起こ らない。

6-別 1-31

【容器の記載例（４／４）
】4.

個数の設定根拠
ほう酸水貯 蔵タンクは，設計基準対 象施設とし て制御棒の 挿入不能の 場合に原子炉に注入するほう酸水 を貯蔵するた めに必要 な 個数である 1 個を設置 する。

ほう酸水貯 蔵タンクは，設計基準対 象施設と同 様の使用方 法であるた め設計基準対象施設として 1 個設 置しているも のを重大 事 故等対処設 備として使 用する。

〔記載例⑨〕
設計基準対象施設としての個数〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての個数

6-別 1-32

【主配管の記載例（１／１）
】
ほう酸水貯蔵タンク名～

称

ほう酸水注入ポンプ（連絡配管含む）
最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

89.1

径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，ほう酸水貯蔵タンクとほう酸水注入ポンプを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水をほう酸水注入ポンプに供給〔記載例⑦〕
配管の概要説明
配管については設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の系統概略を記載する。

するために設置する。
〔記載例⑦〕
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，ほう酸水貯蔵タンクの最高使用

設計基準対象施設としての最高使用圧力
上流側の機器の最高使用圧力に準じる。

圧力が静水頭であるため，それを上回る 1.04 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時におけるほう酸水貯蔵
タンクの使用圧力が静水頭であるため，それを上回る 1.04 MPa とする。

〔記載例⑦〕
重大事故等対処設備としての使用圧力
上流側の機器の重大事故等時における使用圧力に準じる。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，ほう酸水貯蔵タンクの最高使用温度と同じ 66 ℃とする。

〔記載例⑦〕
設計基準対象施設としての最高使用温度
上流側の機器であるほう酸水貯蔵タンクの最高使用温度に準じる。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時におけるほう酸水貯蔵
タンクの使用温度と同じ 66 ℃とする。

〔記載例⑦〕
重大事故等対処設備としての使用温度
上流側の機器であるほう酸水貯蔵タンクの重大事故等時における使用温度に準じる。

3. 外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用するほう酸水注
入ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用するほう酸水注入ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた基準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，89.1 mm とする。

〔記載例⑦〕
重大事故等対処設備としての外径設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用する配管は，設計基準対象施設と同じであることを記載する。
なお，詳細な記載例は〔記載例⑩〕に記す。

6-別 1-33

【可搬型重大事故等対処設備の記載例（１／３）
】

名容

高圧窒素ボンベ

称量L/個

46.7 以上（46.7）

最 高 使 用 圧 力

MPa14.7＊1

最 高 使 用 温 度

℃

40＊1

個

－

10（予備 10）数

【設 定 根 拠】（概要）
重大事故等時に使用する高圧窒素ボンベは，以下の機能を有する。

〔記載例⑤〕
高圧窒素ボンベは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設

高圧窒素ボンベに要求される技術基準規則第 61 条（設置許可基準規則第四十六条）の要求事項備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために設置する。
系統構成は，逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁機能回復として高圧窒素ボンベより自動減圧機能用アキュムレータに窒素を供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで〔記載例⑥〕
技術基準規則第 61 条（設置許可基準規則第四十六条）にて要求される機能を満足する上で，必要な系統構成等
記載内容については，基本設計方針に記載している機器喪失を想定する設備，使用する設備，系統構成等を

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

引用する。
1.

容量の設定根拠
重大事故等時に使用する高圧窒素ボンベは，高圧ガス保安法の適合品である一般汎用型の窒素ボンベを使用する。このため，当該ボンベの容量は一般汎用品方の窒素ボンベの標準容量〔記載例⑨〕

46.7 L/個とする。
高圧窒素ボンベの容量は，逃がし安全弁（自動減圧機能付）を 7 日間開保持するために必要

重大事故等対処設備としての容量
ボンベ容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。

な窒素ガス量を確保している。確保量の根拠は以下のとおり。
1.1 窒素ガス消費量＊2①非常用窒素供給系 1 系列を重大事故等時の供給圧力まで加圧するための消費量
NL②非常用窒素供給系 1 系列 4 弁を開動作するための消費量＝

NL③高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列 4 弁を 7 日間開保持するための消費量
NL
窒素ガス消費量は，上記①～③の合計したNL である。

6-別 1-34

【可搬型重大事故等対処設備の記載例（２／３）
】
1.2 高圧窒素ガスボンベによる供給量

P1

Sb

P2
PN

Vb M

＝

[MPa(abs)][MPa(abs)]
0.1013[MPa(abs)]＝[NL/個] M [個]〔記載例⑨〕

46.7[L / 個] M [個]重大事故等対処設備としての容量
ボンベ容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。

S b ：ボンベによる供給量 [NL]P1 ：ボンベ初期充填圧力＝[MPa（abs）]
P2 ：ボンベ交換圧力＝[MPa（abs）]
PN ：大気圧＝0.1013 [MPa（abs）]
Vb ：ボンベ容量＝46.7 [L/個]M ：必要ボンベ個数 [個]開保持するために必要な窒素ガス消費量より多い供給量（ S b ）が必要であるため，

Sb ＞
上記の関係式より
4471× M ＞

M＞
よって，高圧窒素ガス供給系（A 系）の設置個数は，4.8 9 個を上回る 5 個である。高圧窒素
ガス供給系（B 系）についても，同数のボンベを配備するため，合計設置個数は 10 個とする。

〔記載例⑨〕
公称値の設定根拠についても記載する。

公称値については，標準容量である 46.7 L/個とする。

〔記載例⑨〕
2.

最高使用圧力の設定根拠
高圧窒素ボンベを重大事故等時において使用する場合の圧力は，高圧ガス保安法の適合品であるボンベにて実績を有する充てん圧力である 14.7 MPa とする。

3.

最高使用温度の設定根拠
高圧窒素ボンベを重大事故等時において使用する場合の温度は，高圧ガス保安法に基づき

40 ℃とする。

重大事故等対処設備としての使用圧力
重大事故等時に使用する場合の圧力を設定した条件を示し，そのときの圧力を示した上で，重大事故等時における使用圧力を記載する。
〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての使用温度
重大事故等時に使用する場合の温度を設定した条件を示し，そのときの温度を示した上で，重大事故等時における使用温度を記載する。

4.

個数の設定根拠
高圧窒素ボンベは，重大事故等対処設備として窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能付）へ供給し，逃がし安全弁を 7 日間開保持するために必要な個数である A，B 系統それぞれ 5 個，合〔記載例⑨〕
可搬型重大事故等対処設備としての個数

計 10 個及び本ボンベは保守点検中にも使用可能であるため，保守点検による待機除外時のバックアップ用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として予備 10 個を保管する。

6-別 1-35

【可搬型重大事故等対処設備の記載例（３／３）
】
注記＊1：重大事故等時における使用時の値を示す。
＊2：高圧窒素ガス供給系は，独立した 2 系列の系統としており，A 系：4 台，B 系：3 台の逃がし安全弁（自動減圧機能）へ窒素ガスを供給している。ここでは，窒素ガス消費量が多くなる A 系について算出する。

〔記載例⑨〕
重大事故等対処設備としての容量
ボンベ容量を設定した条件とそのときの必要容量を記載する。

6-別 1-36

【主配管（外径）の設定根拠の記載例（１／３）
】
外径の設定根拠 記載例について

主配管〔記載例⑩〕
外径の設定根拠を記載する際は，左記のフローから該当するパターンを選択する。
選択したパターンは，原則として記載例に倣い記載する。

＊
要目表の変更後に外径を記載しているか 1

YES

NO
＊
供用状態において連続的に 2

YES

流れのある配管かNO
設計目安である標準流速をYES上回る配管か

NO

パターン１

パターン２

パターン３

パターン４

＊1：既工認に記載されている外径，厚さ及び使用方法（流量等）が同一の場合は除く。
（パターン１の記載例とする）＊2：断続的に流れる配管の例 ： 空気ボンベの蓄圧時に流れる場合等

6-別 1-37

【主配管（外径）の設定根拠の記載例（２／３）
】

パターン１ の記載例

〔記載例⑩〕

本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する●●ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する●●ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と・要目表の変更後に外径を記載していない場合・既工認に記載されている外径，厚さ及び使用方法（流量等）同一の場合同仕様であるため，本配管の外径は，メーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準
対象施設の外径と同仕様で設計し，***.* mmとする。

パターン２ の記載例
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，▼▼弁自動減圧機能におけるシリンダ駆動力を確保するために電磁弁流路よりも大きな流路断面積となる配管の外径として，先行プラントの実績に基づいて選定〔記載例⑩〕
・要目表の変更後に外径を記載し，共用状態において断続的に流れる配管である場合

し，***.* mm とする。

パターン３ の記載例
＜先行プラントの実績を考慮する場合＞
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，□□から供給される水は■■であるため，エロー
ジョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，***.*〔記載例⑩〕

mm とする。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

(mm)

(mm)

216.3

8.2

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

200

0.03138

250

2.2

～5.2

呼び径

標準流速

・要目表の変更後に外径を記載し，設計目安である標準流速を上回らない配管であり，先行プラントの実績を考慮する場合

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

＜その他考慮するべき特殊事例の場合＞・ライニングを考慮する場合
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，□□から供給される水は■■であるため，エロー
ジョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，***.*
mm とする。

〔記載例⑩〕
・要目表の変更後に外径を記載し，設計目安である標準流速を上回らない配管であり，ライニングを考慮する場合

なお，▽▽については，ライニングの厚さを考慮して流速を算出する。

6-別 1-38

【主配管（外径）の設定根拠の記載例（３／３）
】
外径

厚さ

ライニング厚さ

Ａ

Ｂ１

Ｂ２

(mm)

(mm)

(mm)

508.0

12.7

3.0

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

500

0.17840

1771.4

2.76

～3.5

呼び径

標準流速

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

・

Ａ ２・ Ｂ１＋Ｂ２

2

Ｄ

Ｅ＝

・Ｃ

・自由膨張蒸気を考慮する場合
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，△△から▲▲は自由膨張蒸気となるため，エロー
ジョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの自由膨張蒸気配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し，***.* mm とする。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

(mm)

(mm)

355.6

11.1

〔記載例⑩〕
・要目表の変更後に外径を記載し，設計目安である標準流速を上回らない配管であり，

呼び径

＊

流路面積

流量

比容積

流速

標準流速

Ｃ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

(A)

(m2)

(t/h)

(m3/kg)

(m/s)

(m/s)

350

0.0873114.9

1.673379.3～音速

自由膨張蒸気を考慮する場合

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ・Ｅ・

Ｆ＝

・Ｃ

パターン４ の記載例
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントのポンプ吸込配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し，***.* mm とする。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

(mm)

(mm)

216.3

8.2

流路面積

流量

流速＊2

Ｃ

Ｄ

Ｅ

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

200

0.03138

250

2.2＊1

～2.0

呼び径

標準流速

〔記載例⑩〕
・要目表の変更後に外径を記載し，設計目安である標準流速を上回る配管である場合

注記 ＊1：ポンプ吸込配管の標準流速を超えるが，◇◇配管の標準流速 **.* m/s 以下で，ポンプ有効吸込水頭は確保可能であり問題ない。
＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

6-別 1-39

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書の作成要領
1.

概要
本 資 料 は ，工 事 計 画 認 可 申 請 書（ 以 下「 工 事 の 計 画 」と い う 。）に 添 付 書 類 と し て 要
求 さ れ る「 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 の 許 可 と の 整 合 性 に 関 す る 説 明 書 」（ 以 下「 説 明 書 」とい う 。） の 作 成 に あ た っ て の 作 成 要 領 を 示 す 。

2.

基本方針
工 事 の 計 画 が設 置 変 更 許 可 申 請 書 の 基 本 方 針 に 従 っ た 詳 細 設 計 で あ るこ と を ，設 置
変更許可申請書との整合性により説明する。
設 置 変 更 許 可 申 請 書 と の 整 合 性 は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 五 号 ）」と 工 事 の 計
画 の う ち「 基 本 設 計 方 針 」及 び「 機 器 等 の 仕 様 に 関 す る 記 載 事 項 」（ 以 下「 要 目 表 」とい う 。） に つ い て 説 明 す る と と も に ， 設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 十 号 ）」 に 記 載 す る
解析条件についても整合性を説明する。
ま た ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 添 付 書 類 八 」の う ち「 本 文（ 五 号 ）」に 係 る 設 備 設 計 を
記 載 し て い る 箇 所 に つ い て は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 五 号 ）」の 関 連 情 報 と し て記載する。
（記載例①参照）
本 資 料 は ，本工 事 計 画 の 申 請 範 囲 に 対 す る 許 可 と の 整 合 性 を 示 す 説 明書 で あ る た め ，
申請範囲外に関する工事の計画は記載しない。

3.

説明書の構成(1)

説明書の構成は，下記のとおり。
・表紙
・目次
・概要
・基本方針
・説明書の構成
・発電用原子炉の設置の許可との整合性(2)「発電用原子炉の設置の許可との整合性」内の文章構成は設置変更許可申請書「 本 文 （ 五 号 ）」 に 記 載 さ れ た 順 と す る 。
（記載例②参照）
ま た ， 様 式 は 比 較 表 形 式 と し ， 左 欄 か ら 設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 五 号 ）」，設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 添 付 書 類 八 」，「 工 事 の 計 画 」，「 整 合 性 」 及 び 「 備 考 」 を 記載する。

6-別 2-1

な お ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 十 号 ）」に つ い て は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本
文 （ 五 号 ）」 内 の 該 当 箇 所 に 挿 入 す る 。
（記載例③参照）(3)「工事の計画」に基本設計方針を記載する場合は，施設区分，番号及び表題を
記 載 し ，「 基 本 設 計 方 針 」 で あ る こ と も 記 載 す る 。
さ ら に ，「 基 本 設 計 方 針 」 が 共 通 項 目 の 場 合 に は そ の 旨 も 記 載 す る 。
（記載例④参照）
ま た ，要 目 表 を 記 載 す る 場 合 は ，施 設 区 分 を 記 載 し ，「 要 目 表 」で あ る こ と も 記載する。
（記載例⑤参照）(4)

設 置 変 更 許 可 申 請 書 と 工 事 の 計 画 と の 整 合 性 確 認 に つ い て は ，設 置 変 更 許 可 申
請 書「 本 文（ 五 号 ）」と 同 等 の「 工 事 の 計 画 」の 記 載 箇 所 に 実 線 の ア ン ダ ー ラ イ ン
を引く。
（記載例⑥参照）
ま た ，記 載 が 異 な る 箇 所 に は 破 線 の ア ン ダ ー ラ イ ン を 引 き ，「 工 事 の 計 画 」が 設
置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 五 号 ）」と 整 合 し て い る こ と を「 整 合 性 」欄 に 記 載 す る 。
（記載例⑦参照）
整 合 性 の 結 果 に つ い て は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文 」の 各 項 目（ イ ，ロ ，ハ ，…）の冒頭に整合結果を総括して記載する。
設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 十 号 ）」と の 整 合 性 に 関 す る 補 足 説 明 は 一 重 枠 囲 みにより記載する。
（ 記 載 例 ⑧ a参 照 ）
ま た ，「 本 文 （ 五 号 ）」 と の 整 合 性 に 関 す る 補 足 説 明 は 原 則 と し て 「 整 合 性 」 欄に記載するが，欄外に記載する場合は別途，二重枠囲みにより記載する。
（ 記 載 例 ⑧ b参 照 ）
な お ， 整 合 性 を 説 明 す る 記 載 の 例 は 表 1の と お り 。

(5)

設 備 の兼 用 に つ い て 整 合 性 を 説 明 す る 場 合 ，工 事 の 計 画 の 欄 には 兼 用 し て い る
設 備 の 主登 録 先 の 要 目 表 等 を 記 載 し ，設 置 変 更 許 可 申 請 書 の 兼 用記 載 と の 整 合 性を示す。
（記載例⑨参照）

(6)

その他
・
「 基 本 設 計 方 針 」又 は 設 置 変 更 許 可 申 請 書「 添 付 書 類 八 」の 段 落 の 一 部 を 抜 粋
す る 場 合 ，「 中 略 」 と 記 載 し て 抜 粋 で あ る こ と を 明 示 す る 。

6-別 2-2

（記載例⑩参照）
・説明書中のほかの箇所を指す場合は，設置変更許可申請書「本文」の項目を
ア ド レ ス と し て 表 示 す る 。（ 例 ： 設 置 変 更 許 可 申 請 書 （ 本 文 ）「 ニ .(3)(ⅱ )使用 済 燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却 等 の た め の 設 備 」 に 示 す 。）
（記載例⑪参照）・整合性を説明するために，記載箇所を明示する必要がある場合又は同じ段落に 複 数 の 説 明 箇 所 が あ る 場 合 に は ，該 当 箇 所 に 番 号 を 付 記 す る 。
（ 例：ロ － ① ）（記載例⑫参照）
・設 置 変 更 許 可 申 請 書「 添 付 書 類 八 」に つ い て は ，上 記 (4)に お い て 工 事 の 計 画にアンダーラインを引いた箇所について，同等の記載箇所には実線，記載が異なる箇所には破線のアンダーラインを引いて明示する。
（記載例⑬参照）

6-別 2-3

表1

整合性の記載パターン（例）
記載例

ケース
各項の整合性結果

設置変更許可申請書（本文）第五号（記載例⑭参照）○項において，工事の計画の内容
は，以下の通り整合している。

工事の計画の記載が設置変更許可申

工 事 の 計 画 の 「 ○ ○ 」 は ，〔 必 要 に 応

請書（本文）の記載と同義〔同一設じ理由を記載〕設置変更許可申請書

備又は含む〕記載となっている場合（ 本 文 ） の 「 △ △ 」〔 の 内 容 ， の 区（記載例⑮参照）分〕と同義〔同一設備〕であり〔を含んでおり，記載しており〕整合している。

設置変更許可申請書（本文）の記載

工 事 の 計 画 の 「 ○ ○ 」 は ，〔 必 要 に 応を工事の計画では具体的に〔詳細じ理由を記載〕設置変更許可申請書に〕記載している場合（本文）の「△△」を具体的に〔詳（記載例⑯参照）

細に〕記載しており整合している。

同一機器（○○）で設備（系統）区「○○」は，設置変更許可申請書分が工事の計画（設備名）と設置変（本文）における「設備名」を工事

更 許 可 申 請 書 （ 本 文 ）（ 設 備 名 ） で 異の 計 画 の （ 主 た る 登 録 と し て ）「 施 設なる場合名」のうち「設備名」に整理してお（記載例⑨参照）

り整合している。

設置変更許可申請書（本文）との整

設 置 変 更 許 可 申 請 書 （ 本 文 ）「 □ .□合性を別の箇所で説明する場合◇◇◇」に示す。

（記載例⑰参照）
今回の工事の計画の対象外の事項（記載例⑱参照）

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた「○○」は，本工事計画の対象外である。

設置変更許可申請書（本文）で詳細

設置変更許可申請書（本文）で設計

設計を不要としている事項

上の考慮は不要としている。

（記載例⑲参照）
単位等が異なるため，記載する数値（計算式，単位換算等にて整合性を（寸法，圧力等）が異なる場合

示 す 。）
外 径 ＝ 内 径 ＋ 板 厚 ×2
○ ○ MPa＝ △ △ kg/cm 2 G

運用のため保安規定で対応する事項

設置変更許可申請書（本文）の「〇〇」は，保安規定にて対応する。

6-別 2-4

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書（例）6-別 2-5

目

次

頁
1.

概要

1

2.

基本方針

1

3.

説明書の構成14.

発電用原子炉の設置の許可との整合性
五発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備
発電用原子炉施設の位置

イ(1)

敷地の面積及び形状

ｲ-1

(2)

敷地内における主要な発電用原子炉施設の位置

ｲ-○ロ

発電用原子炉施設の一般構造
(1)

(2)

耐震構造

ﾛ-1

(ⅰ )

設計基準対象施設の耐震設計(ⅱ )重大事故等対処施設の耐震設計

耐津波構造

ﾛ-〇

(ⅰ )

設計基準対象施設に対する耐津波設計(ⅱ )重大事故等対処施設の耐津波設計(ⅲ )重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計(3)

その他の主要な構造
(ⅰ )

ﾛ-○

ａ．設計基準対象施設
ｂ．重大事故等対処施設

記載例②
設置変更許可申請書の本文五号の順番に記載する。

6-別 2-6

ハ

原子炉本体の構造及び設備
(1)

(2)

ニ

発電用原子炉の炉心

ﾊ-1

(ⅰ )

構造

(ⅱ )

燃料体の最大挿入量(ⅲ )

主要な核的制限値(ⅳ )

主要な熱的制限値

燃料体

ﾊ-○

(ⅰ )

燃料材の種類(ⅱ )

燃料被覆材の種類(ⅲ )燃料要素の構造(ⅳ )燃料集合体の構造

(ⅴ )

最高燃焼度

(3)

減速材及び反射材の種類

ﾊ-○

(4)

原子炉容器

ﾊ-○

(ⅰ )

構造

(ⅱ )

最高使用圧力及び最高使用温度(5)

放射線遮蔽体の構造

ﾊ-○

(6)

その他主要な事項

ﾊ-○

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備(1)

核燃料物質取扱設備の構造

ﾆ-1

(2)

核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力

ﾆ-○

(3)

(ⅰ )

新燃料貯蔵施設(ⅱ )使用済燃料貯蔵施設

核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(ⅰ )燃料プール冷却浄化系(ⅱ )使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

6-別 2-7ﾆ-○ホ

原子炉冷却系統施設の構造及び設備(1)

一次冷却材設備

ﾎ-1(ⅰ )

冷却材の種類(ⅱ )

主要な機器及び管の個数及び構造(ⅲ )冷却材の温度及び圧力(2)

二次冷却設備

ﾎ-○(3)

非常用冷却設備

ﾎ-○

(4)

(ⅰ )

冷却材の種類(ⅱ )

主要な機器及び管の個数及び構造a.

非常用炉心冷却系（設計基準対象施設）b.

重大事故等対処設備

その他の主要な事項

ﾎ-○

(ⅰ )

残留熱除去系(ⅱ )

残留熱除去系海水系(ⅲ )原子炉隔離時冷却系(ⅳ )原子炉冷却材浄化系(ⅴ )原子炉補機冷却系(ⅵ )最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

6-別 2-8

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備
(1)

計装

ﾍ-1

(ⅰ )

核計装の種類(ⅱ )その他の主要な計装の種類

安全保護回路

(2)

ﾍ-○

(ⅰ )

原子炉停止回路の種類(ⅱ )その他の主要な安全保護回路の種類

制御設備

(3)

ﾍ-○

(ⅰ )

制御材の個数及び構造(ⅱ )

制御材駆動設備の個数及び構造(ⅲ )

反応度制御能力

非常用制御設備

(4)

ﾍ-○

(ⅰ )

制御材の個数及び構造(ⅱ )

主要な機器の個数及び構造(ⅲ )

反応度制御能力

その他の主要な事項

(5)

ﾍ-○

(ⅰ )

制御棒引抜阻止回路

(ⅱ )

警報回路

(ⅲ )

制御棒価値ミニマイザ(ⅳ )再循環流量制御(ⅴ )圧力制御装置

(ⅵ )

中央制御室

(ⅶ )

原子炉給水制御系(ⅷ )選択制御棒挿入機構(ⅸ )再循環系ポンプトリップ機能(ⅹ )計装用圧縮空気系()

所内用圧縮空気系()

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備( ⅹⅲ)

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6-別 2-9

ト

放射性廃棄物の廃棄施設の構造及び設備
(1)

(2)

(3)

チ

気体廃棄物の廃棄施設
(ⅰ )

構造

(ⅱ )

廃棄物の処理能力(ⅲ )排気口の位置

液体廃棄物の廃棄設備
(ⅰ )

構造

(ⅱ )

廃棄物の処理能力(ⅲ )排水口の位置固体廃棄物の廃棄設備
(ⅰ )

構造

(ⅱ )

廃棄物の処理能力

ﾄ-1

ﾄ-○

ﾄ-○

放射線管理施設の構造及び設備(1)

屋内管理用の主要な設備の種類
(ⅰ )

ﾁ-1

出 入 管 理 室 (東 海 発 電 所 及 び 東 海 第 二発電所と共用，既設)

(2)
リ

(ⅱ )

資料分析関係施設(ⅲ )放射線監視設備

(ⅳ )

遮蔽設備

(ⅴ )

換気空調設備屋外管理用の主要な設備の種類

ﾁ-○

原子炉格納施設の構造及び設備(1)

原子炉格納容器の構造(2)

原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度

(3)

(4)

ﾘ-1

並びに漏えい率ﾘ-○

非常用格納容器保護設備の構造

ﾘ-○

(ⅰ )

設計基準対象施設(ⅱ )重大事故等対処設備

その他の主要な事項

ﾘ-○

(ⅰ )

ドライウェル内ガス冷却装置(ⅱ )原子炉建屋原子炉棟(ⅲ )原子炉建屋常用換気系(ⅳ )原子炉建屋ガス処理系(ⅴ )水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

6-別 2-10

ヌ

その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備
(1)

(2)

(3)

常用電源設備の構造
(ⅰ )

発電機

(ⅱ )

外部電源系

(ⅲ )

変圧器

ﾇ-1

非常用電源設備の構造
(ⅰ )

受電系統

(ⅱ )

非常用ディーゼル発電機

(ⅲ )

蓄電池

(ⅳ )

代替電源設備

その他の主要な事項

ﾇ-○

ﾇ-○

(ⅰ )

火災防護設備(ⅱ )浸水防護設備(ⅲ )所 内 ボ イ ラ (東 海 発 電 所 及 び 東 海 第 二 発 電 所 共 用 ， 既 設 )(ⅳ )補機駆動用燃料設備(ⅴ )非常用取水設備(ⅵ )緊急時対策所(ⅶ )通信連絡設備(ⅷ )代替淡水貯槽(ⅸ )西側淡水貯水設備

(Ⅹ )

代替淡水源

6-別 2-11

1.

概要
本 資 料 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 」（ 以 下 「 法 」と い う 。） 第 43 条 の 3 の 8 第 1 項 の 許 可 を 受 け た と こ ろ に よ る 工 事 の 計 画 で あ る こ とが ， 法 第 43 条 の 3 の 9 第 3 項 第 1 号 で 認 可 基 準 と し て 規 定 さ れ て お り ， 当 該 基 準 に適合することを説明するものである。

2.

基本方針
工事の計画が東海第二発電所

発電用原子炉設置変更許可申請書（以下「設置変更許 可 申 請 書 」と い う 。）の 基 本 方 針 に 従 っ た 詳 細 設 計 で あ る こ と を ，設 置 変 更 許 可 申 請書との整合性により示す。
設 置 変 更 許 可 申 請 書 と の 整 合 性 は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 五 号 ）」と 工 事 の 計
画 の う ち「 基 本 設 計 方 針 」及 び「 機 器 等 の 仕 様 に 関 す る 記 載 事 項 」（ 以 下「 要 目 表 」とい う 。） に つ い て 示 す と と も に ， 設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 十 号 ）」 に 記 載 す る 解 析
条件についても整合性を示す。
ま た ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 添 付 書 類 八 」の う ち「 本 文（ 五 号 ）」に 係 る 設 備 設 計 を
記 載 し て い る 箇 所 に つ い て は ，設 置 変 更 許 可 申 請 書「 本 文（ 五 号 ）」の 関 連 情 報 と し て記載する。
なお，設置変更許可申請書の基本方針に記載がなく，工事の計画において詳細設計を行う場合は，設置変更許可申請書に抵触するものでないため，本資料には記載しない。
3.

説明書の構成(1)

説 明 書 の 構 成 は 比 較 表 形 式 と し ， 左 欄 か ら 「 設 置 変 更 許 可 申 請 書 （ 本 文 ）」，「 設置 変 更 許 可 申 請 書 （ 添 付 書 類 八 ）」，「 工 事 の 計 画 」，「 整 合 性 」 及 び 「 備 考 」 を 記 載
する。

(2)

説 明 書 の 記 載 順 は ， 設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 五 号 ）」 に 記 載 す る 順 と す る 。
な お ，「 本 文 （ 十 号 ）」 に つ い て は ，「 本 文 （ 五 号 ）」 内 の 該 当 箇 所 に 挿 入 す る 。

(3)

設置変更許可申請書と工事の計画の記載が同等の箇所には，実線のアンダーラ
イ ン で 明示 す る 。記 載 等 が 異 な る 場 合 に は 破 線 の ア ン ダ ー ラ イ ンを 引 く と と も に ，工事の計画が設置変更許可申請書と整合していることを明示する。

(4)

設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 十 号 ）」 と の 整 合 性 に 関 す る 補 足 説 明 は 一 重 枠 囲 みにより記載する。
設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 本 文 （ 五 号 ）」 と の 整 合 性 に 関 す る 補 足 説 明 は 原 則 と し て「 整 合 性 」欄 に 記 載 す る が ，欄 内 に 記 載 し き れ な い も の に つ い て は 別 途 ，二 重 枠 囲

6-別 2-12

みにより記載する。
(5)

設 置 変 更 許 可 申 請 書 「 添 付 書 類 八 」 に つ い て は ， 上 記 (3)に お い て 工 事 の 計 画 に
ア ン ダ ー ラ イ ン を 引 い た 箇 所 に つ い て ，同 等 の 記 載 箇 所 に は 実 線 ，記 載 が 異 な る 箇
所には破線のアンダーラインを引いて明示する。

6-別 2-13

４．発電用原子炉の設置の許可との整合性

6-別 2-14

設置変更許可申請書（本文）
五 発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備
イ 発電用原子炉施設の位置
発電用原子炉施設の位置の記述を以下のとおり変更する。
(1) 敷地の面積及び形状
発電用原子炉施設を設置する敷地は，東京の北方約 130㎞，水戸市の東北約 15 ㎞の地点で太平洋に面して位置し，敷地の大部分は，標高約 8m でほぼ平坦な面であり，敷地の西部には標高約 20m で平坦な面が分布する。
なお，敷地の標高については，2011 年東北地方太平洋沖
地震発生前の標高値を記載している。
敷地内の地質は，先新第三系，新第三系及び第四系からなっている。
東海第二発電所の敷地の広さは約 75 万 m２であり，そのうち，約 11 万 m２は国立研究開発法人日本原子力研究開発
機構から土地の権利を得て発電用原子炉施設を設置する。
記載例②
設置変更許可申請書の本文五号の順番に記載する。

地震の発生によって生じるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きい施設（以下「耐震重要施設」という。）は，その供用中に大きな影響を及ぼすおそれがある地震動（以下「基準地震動ＳＳ」という。）による地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
また，上記に加え，基準地震動ＳＳによる地震力が作用することによって弱面上のずれが発生しないｲ(1)-①ことを含め，基準地震動ＳＳによる地震力に対する支持性能を有する地盤に設置する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

記載例⑭
各項毎に，項の冒頭に整合結果を統括して記載する。

記載例⑱
今回の工事の計画の対象外の事項である場合
記載例①
本文五号の設備設計に該当する添付書類八を記載する。

記載例④
基本設計方針の該当番号及び表題を記載する。
1.3.1 設計基準対象施設の耐震設計
1.3.1.1 設計基準対象施設の耐震設計の基本方針
設計基準対象施設の耐震設計は，以下の項目に従って行う。
(3) 建物・構築物については，耐震重要度分類の各クラスに応じて算定する地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
記載例⑬「工事の計画」と同等の設置変更許可申請書「添付書類八」の記載箇所に実線のアンダーライン，異なる箇所に破線のアンダーライン
を引く。

記載例⑥
設置変更許可申請書「本文（五号）」と同等の「工事の計画」の記載箇所に実線のアンダーラインを引く。

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号イ項において，工事の計画の内容
は，以下の通り整合している。

備

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた「敷地の面積及び形
状」は，本工事計画の対象外である。

記載例④
工事の計画の該当箇所が記載されている施設区分を記載する。
【原子炉冷却系統施設】（基本設計方針）「共通項目」
記載例④
工事の計画の該当箇所が基本設計方針の場合には「（基本設計方針）」と記載する。

1. 地盤等
1.1 地盤
設計基準対象施設のうち，地震の発生によって生じるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きい施設（以下「耐震重要施設」という。）の建物・構築物，屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物について，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要
重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，自重や運転時の荷重等に加え，その供用中に大きな影響を及ぼすおそれがある地
震動（以下「基準地震動Ｓｓ」という。）による地震力が作用した場合においても接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
また，上記に加え，基準地震動Ｓｓによる地震力が作用することによって弱面上のずれが発生しないｲ(1)-①地盤
として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
ここで，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機能，若しくは非常時における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。

工事の計画の ｲ(1)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のｲ(1)-①と同義であり整合している。

記載例⑮
工事の計画が設置変更許可申請書の記載と異なるが，同義である
場合

6-別 2-15

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

記載例⑫
整合性を説明するために記載箇所を明示する必要がある場合には番号を付記する。

工事の計画 該当事項

備考

【原子炉格納施設】（基本設計方針）

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系
ｂ．格納容器スプレイ冷却系
9.1.1.4.1.4 格納容器スプレイ冷却系
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施ﾘ(3)(ⅰ)b.-①再循環回路の破断のような原子炉冷却格納容器スプレイ冷却系は，冷却材喪失事故後，サプレ 設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力材喪失時に，サプレッション・チェンバのプール水を熱交 ッション・チェンバ内のプール水をドライウェル内及びサ 及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なう換器（原子炉停止時冷却系と同じ熱交換器を使用する。
） プレッション・チェンバ内に，スプレイすることによって， ことを防止するため，原子炉格納容器内において発生しで冷却し，ドライウェル及びサプレッション・チェンバ内 原子炉格納容器内の温度，圧力を低減し，原子炉格納容器 た熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スにスプレイすることによって，原子炉格納容器内の温度及 内に浮遊している放射性物質が漏えいするのを抑えるも プレイ冷却系）を設ける。
び圧力上昇を防止する。 ﾘ(3)(ⅰ)b.-②なお，熱交換器の のである。ドライウェル内にスプレイされた水は，水位がﾘ(3)(ⅰ)b.-①残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却
冷却水には海水を使用する。
ベント管口に達した後はベント管を通って，サプレッショ 系）は，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破ン・チェンバ内に戻り，サブレッション・チェンバ内にス 断を想定した場合でも，放出されるエネルギによる設計基プレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却 準事故時の原子炉格納容器内圧力，温度が最高使用圧力，された後，再びスプレイされる。
最高使用温度を超えないようにし，かつ，原子炉格納容器＜中略＞の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放射性
この熱交換器は，残留熱除去系海水系ポンプによって， 物質の外部への漏えいを少なくする設計とする。
直接海水で冷却される。
＜中略＞
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・チ
記載例⑦
ェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・
記載が異なる箇所には破線のアンダーライ
チェンバ内にスプレイすることにより，環境に放出されるンを引き，「工事の計画」が設置変更許可申放射性物質の濃度を減少させる設計とする。
請書「本文（五号）」と整合していることを＜中略＞「整合性」欄に記載する。
記載例⑩
段落の一部記載を抜粋する場合，＜中略＞と記載する。

整 合 性

工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
b.-①は，設置変更許可
申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)b.-① を具体的に記載しており整合して
いる。

記載例⑯
工事の計画が設置変更許可申請書の記載を具体的に記載している場合【原子炉冷却系統施設】（基本設計方針）7. 原子炉補機冷却設備
7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成＜中略＞
ﾘ(3)(ⅰ)b.-②残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器に冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部電源喪失を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
b.-②は，設置変更許可
申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)b.-② と同義であり整合している。

6-別 2-16

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設】
（要目表）

整 合 性

備

考

記載例⑤
工事の計画の該当箇所が要目表の
場合には「
（要目表）
」と記載する。

(1) 常設低圧代替注水系ポンプ［常設重大事故等対処設備］
兼用する設備は以下のとおり。
常設低圧代替注水系ポンプ
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉
ﾛ(3)(ⅱ)b.-①（「原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時にを冷却するための設備
発電用原子炉を冷却するための設備」，「原子炉格納容器・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
内の冷却等のための設備」，「原子炉格納容器下部の溶融・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設
炉心を冷却するための設備」及び「使用済燃料貯蔵槽の備
冷却等のための設備」と兼用）
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
個
数
2
型
式
ターボ形
３
容
量
約 200m ／h／個
個
数
2
全 揚 程
約 200m容量約 200m３／h／個
全 揚程
約 200m（本文十号）
最高使用圧力 3.14MPa［gage］
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量
最高使用温度 66℃
材
料
炭素鋼
378m３／h（原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m３／h にて原子炉へ注水）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-9)ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-7)
ハ c.(a)(a-1)(a-1-8)
ハ c.(a)(a-2)(a-2-8)

記載例⑤工事の計画の該当箇所が記載されている施設区分を記載する。

「常設低圧代替注水系
ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）におけるﾛ(3)(ⅱ)b.-①
を工事の計画における主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」に整理しており整合している。

・設置変更許可申請書（本文十号）では，常設低圧代替注水系ポンプ 2 台の容量に対して，低圧代替注水系（常設）の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している常設低圧代替注水系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

記載例⑨
同一機器で設備（系統）区分が工事の計画と設置変更許可申請書（本文）で異な
る場合

記載例③
本文十号については，「本文五号」に該当する箇所に挿入する。

記載例⑧a
設置変更許可申請書「本文（十号）」との整合性に関する補足説明は一重枠囲みにより記載する。

ﾛ(3)( )b.-6-別 2-17

設置変更許可申請書（本文）(n) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）適合のための設計方針

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因によ は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において， り当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料集合体等を冷却し，放射線を遮 使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽
蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設 し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備
備を設置及び保管する。
を設置及び保管する。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合 因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故 進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
等対処設備を設置及び保管する。

工事の計画 該当事項
記載例⑪
説明書中の他の箇所を指す場合
は，設置変更許可申請書「本文」の項目をアドレスとして表示す
る。

整 合 性

備

設置変更許可申請書（本文）「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」に示す。

記載例⑰
設置変更許可申請書（本文）との整合性を別の箇所で説明する
場合

＜中略＞

(o) 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設 （工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）備適合のための設計方針
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合に 済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために おいて，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための必要な重大事故等対処設備を保管する。
設備として，放水設備及び汚濁防止膜を設ける。

設置変更許可申請書（本文）「リ(3)(ⅱ)e.
発電所外への放射線物質の拡散を抑制するための設備」に示す。

＜中略＞(p) 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）適合のための設計方針
重大事故等の収束に必要となる水を有する水源を確保
するとともに，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備に対して重大事故等の収束に必要となる水を供給するための重大事故対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・プール，ほう酸水貯蔵タン
ク，水の補給設備及び注水の必要な箇所への供給設備を設ける。

設置変更許可申請書（本文）「ニ(3)(ⅱ)f.
重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備」に示す。

＜中略＞

6-別 2-18

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設】
1.1 安全設計の方針（基本設計方針）「共通項目」
1.1.1 安全設計の基本方針(3) その他の主要な構造(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構 1.1.1.4 外部からの衝撃による損傷の防止
発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除 2. 自然現象
造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
く。
）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地
ａ．設計基準対象施設
及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の 2.3 外部からの衝撃による損傷の防止(a) 外部からの衝撃による損傷の防止
基準や文献等に基づき事象を収集し，洪水，風（台風），
竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-①設計基準対象施設は，外部からの衝撃
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-①安全施設は，発電所敷地で想定される洪生物学的事象，森林火災等を考慮する。また，これらの水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の自然現象について関連して発生する自然現象も含める。 のうち自然現象による損傷の防止において，発電所敷地で，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火これらの事象について，海外の評価基準を考慮の上，発 想定される風（台風）
影響，生物学的事象，森林火災及び高潮の自然現象（地震
山の影響，
生物学的事象，
森林火災及び高潮の自然現象（地及び津波を除く。）又はその組合せに遭遇した場合におい電所及びその周辺での発生の可能性，安全施設への影響て，自然現象そのものがもたらす環境条件及びその結果と度，発電所敷地及びその周辺に到達するまでの時間余裕 震及び津波を除く。）又は地震及び津波を含む自然現象のして施設で生じ得る環境条件においてもﾛ(3)(ⅰ)a.(a)及び影響の包絡性の観点から，発電用原子炉施設に影響 組合せに遭遇した場合において，自然現象そのものがもた②安全機能を損なわない設計とする。
を与えるおそれがある事象として，洪水，風（台風），竜 らす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条
巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事 件において，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-②その安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他，供用中
象，森林火災及び高潮を選定する。
安全施設は，これらの自然現象（地震及び津波を除 における運転管理等の運用上の適切な措置を講じる。
設置変更許可申請書（本文）

く。）又はその組合せに遭遇した場合において，自然現
象そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件においても，安全機能を損なわない設計とする。

なお，発電所敷地で想定される自然現象のうち，洪水については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

なお，発電所敷地で想定される自然現象のうち，洪水については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

上記に加え，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③重要安全施設は，科学的技術的知見を踏まえ，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象によりﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③当該重要安全施設に作用する
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④衝撃及び設計基準事故時に生じる応力について，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせる。

記載例⑧b
設置変更許可申請書「本文（五号）」との整合性に関する説明を整合性の欄外に記載する場合は，二重枠囲みにより
記載する。

整合性
工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③の「外部事象防護対象施設」及び
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③-1 の「上記以外の設計基準対象施設」は，設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-①の「安全施設」を示している。

整 合 性

備工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-①の「設計基準対象施設」は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-①の「安全施設」を含んでおり整合している。
工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-②は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-② を具体的に記載しており整合している。

＜中略＞

記載例⑲
設置変更許可申請書（本文）で詳細設計を不要としている事項の場合

2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設
設計基準対象施設が外部からの衝撃によりその安全性を損なうことがないよう，外部からの衝撃より防護すべき施設は，設計基準対象施設のうち，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③｢発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針｣で規定されているクラス１，クラス２及び安全評価上その機能に期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器（以下「外部事象防護対象施設」という。
）とする。また，外部事象防護対象施設の防護設計については，
外部からの衝撃により外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼすおそれのある外部事象防護対象施設以外の施設についても考慮する。さらに，重大事故等対処設備についても，外部からの衝撃より防護すべき施設に含める。
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③-1 上記以外の設計基準対象施設については，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③-2 機能を維持すること若しくは損傷を考慮して代替設備により必要な機能を確保すること，安全上支障のない期間での修復等の対応を行うこと又はそれらを適切に組み合わせることにより，その安全性を損なわない設計とする。

設置変更許可申請書で設計上の考慮を不要としている。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③-2 の「上記以外の設計基準
対象施設」の設計は，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-②の「安全施設」を具体的に記載しており整合している。

6-別 2-19

考別紙３

東海第二発電所 強度に関する説明書の記載上の整理について
1.

基本的考え方
今回の工事計画認可申請設備について，新たに制定された「実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則」（平成25年6月28日原子力規制委員会規則第六号）（以下「技術基準規則」という。
）のうち強度に関する要求事項への適合性については「強度に関する説明書」に記載する。また，自然現象等特殊な荷重を考慮した評価等
は，施設や機器等の単位で整理する方針とし，それらの資料は「強度に関する説明書」の「別添」として扱う。
2.

整理方針(1) 強度評価の対象範囲は，今回申請の工事計画本文に記載の機器等のうち技術基準
規則において材料及び構造の要求のある機器や防護設備等で強度評価が必要となる機器等とする。
(2) 「強度に関する説明書」については，発電用原子炉施設の工事計画に係る手続き
ガイドにおいて，「技術基準規則第17条及び第55条の規定並びに第31条，第48条及び第78条により準用する火力省令の構造強度に関する規定に適合することを示す必要があり，技術基準規則で分類されているクラスに応じた強度評価の内容を説明することとする。
」と記載されていることから，添付書類としての記載対象機器は，要目表及び基本設計方針記載のクラス区分に該当する容器，管，ポンプ，弁及びそれら機器を支持する支持構造物とする。また，技術基準規則第17条の解釈により引用されているＪＳＭＥ設計・建設規格では，設計上定める条件又は各運転状態における最高使用圧力（内圧含む）及び設計機械的荷重（自重及び配管反力等)に対して許容応力を定めて評価することが定められており，設計機械的荷重には地震荷重は含めず，地震荷重は別途取扱うとされていることから設計条件及び各運転状態に対する評価とする。
(3) 自然現象等特殊な荷重を考慮した評価が必要な機器等及び技術基準規則の機器区分に該当しない機器等の強度評価については，「強度に関する説明書」の別添として整理し説明する。具体的な説明書及び対象機器を「表1 「強度に関する説明書」別添で整理を行う対象機器」に示す。なお，別添として整理する説明書には，原則，
方針，方法及び計算結果を記載することとし，方針については，その他の説明書との関係を確認し整理する。

6-別 3-1

表1 「強度に関する説明書」別添で整理を行う対象機器
説明書

対象機器

備考

・防護対処施設・竜巻防護ネット・防護鋼板
・架構・竜巻より防護すべき施設を内包する施設
・海水ポンプ【竜巻】

・海水ポンプストレーナ

竜巻への配慮が必要な施設

・主排気筒の強度に関する説明書

・配管及び弁（方針，方法，計算結果)

・換気空調設備

別添1

・屋外の重大事故等対処設備の固縛装置
及び固定装置・波及的影響を及ぼす可能性がある施設
・建屋
・消音器
・排気管，放出管及びベント管【火山】

・海水ポンプ火山への配慮が必要な施・海水ポンプストレーナ

設の強度に関する説明書

・ディーゼル発電機吸気口（方針，方法，計算結果）

・建屋

6-別 3-2

別添2

説明書

対象機器

備考

・防潮堤（鋼板防護壁）
・防潮堤（鉄筋コンクリート防潮壁）
・防潮堤（鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁）
・防潮扉
・放水路ゲート・構内排水路逆流防止設備
・取水路点検用開口部浸水防止蓋
・ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋
・緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋・放水路ゲート点検用開口部浸水蓋・海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋
・海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁【津波，溢水】

・取水ピット空気抜き配管逆止弁

浸水防護施設の強度に関す・緊急用海水ポンプ室グランドドレン

る説明書（方針，方法，計算結果）

排出口逆止弁
・緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁
・緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋
・緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋・貫通部止水処置
・水密扉
・浸水防止堰・防護カバー・格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用
水密ハッチ
・常設低圧注水系格納槽可搬型ポンプ用
水密ハッチ
・常設低圧注水系格納槽点検用水密ハッチ
・堰

6-別 3-3

別添3

説明書

対象機器

備考

・非常用ディーゼル発電機内燃機関
・非常用ディーゼル発電機冷却水ポンプ
・非常用ディーゼル発電機燃料油デイタンク
・非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
内燃機関
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
冷却水ポンプ・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
燃料油デイタンク・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
発電用火力設備の技術基準

・常設代替高圧電源装置内燃機関による強度に関する説明書

・常設代替高圧電源装置冷却水ポンプ（方針，方法，評価結果）

・常設代替高圧電源装置燃料油サービスタンク

別添4

・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・緊急時対策所用発電機内燃機関
・緊急時対策所用発電機冷却水ポンプ
・緊急時対策所用発電機燃料油サービスタンク
・緊急時対策所用発電機燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・可搬型設備用軽油タンク
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
・ディーゼル駆動消火ポンプ内燃機関
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ用燃料タンク
・管
非常用発電装置（可搬型）の・可搬型代替低圧電源車内燃機関

強度に関する説明

・可搬型窒素供給装置用電源車内燃機関（方針，方法，評価結果）

6-別 3-4

別添5

説明書

対象機器

炉心支持構造物の強度に関・炉心支持構造物

する説明書

・炉心シュラウド（方針，方法，評価結果）

・シュラウドサポート

備考・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6-別 3-5

別添6

強度に関する説明書 目次

Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-1 強度計算の基本方針
Ⅴ-3-2 強度計算方法
Ⅴ-3-3 原子炉本体の強度に関する説明書
Ⅴ-3-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-5 原子炉冷却系統施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-6 計測制御系統施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-7 放射性廃棄物の廃棄施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-8 放射線管理施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-9 原子炉格納施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-10 その他発電用原子炉の附属施設の強度に関する説明書
別添1 竜巻への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
別添2 火山への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
別添3 津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
別添4 発電用火力設備の技術基準による強度に関する説明書
別添5 非常用発電装置（可搬型）の強度に関する説明書
別添6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

6-別 3-6

別紙４

東海第二発電所 耐震評価を行っている各施設の工認添付書類記載の整理について
1.

基本的な考え方
技術基準規則第11条，第52条に係る「火災防護設備」，第12条に係る「溢水防護に係る設備」のうち，基準地震動Ｓｓに対して機能を保持するとしている設備については，その耐震計算方法が第5条及び第50条に基づき実施する耐震計算方法と共通であることから，
これらの設備の耐震計算書を添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」にまとめる。
また，第54条，第76条に係る「可搬型重大事故等対処設備」についても同様に，基準地震動Ｓｓに対して機能を保持していることの評価を実施していることから，その耐震計算書を添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」にまとめる。
ただし，上記の設備は技術基準規則第5条又は第50条（地震による損傷の防止）以外への適合性を説明する上で，基準地震動Ｓｓに対する耐震性を確認しているものであることから，添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」の別添として整理する。
2.

整理方針(1) 添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」○

添付書類Ⅴ-2は，第4条及び第49条（地盤）並びに第5条及び第50条（地震による損傷の防止）に適合することを説明することを基本とする。

○

上記条文以外への適合性を説明する各資料にて，基準地震動Ｓｓに対して機能を保持するとしている以下の設備の耐震計算書については，
添付書類Ⅴ-2の別添として示す旨を，添付書類「Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針」に記載する。
・火災防護設備・溢水防護に係る設備
・可搬型重大事故等対処設備○

機能維持評価における機能確認済加速度について，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針」に施設共通となる機能確認済加速度を記載する。また，これとは異なる機能確認済加速度として，加振試験等を実施して得られたものを適用する場合には，各計算書に加振試験等の方法と得られた機能確認済加速度を明記する。

6-別 4-1

(2) 添付書類「Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」○

火災防護設備の個別の設計方針については，添付書類Ⅴ-1-1-7に記載する。

○

火災防護設備は機器等の耐震クラス及び重大事故等対処施設の区分に応じて機能を保持する設計とし，その耐震評価方法及び結果については添付書類Ⅴ-2の別添に示す。

(3) 添付書類「Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書」○

溢水防護に係る設備の個別の設計方針については，
添付書類Ⅴ-1-1-8に記載する。

○

地震起因による溢水量の算出に当たって，耐震Ｂ,Ｃクラス機器のうち基準地
震動Ｓｓに対して耐震性が確保されているものについては溢水源として想定しないこととし，添付書類Ⅴ-1-1-8に対象設備を整理する。これらの耐震評価
方法及び結果については添付書類Ⅴ-2の別添に示す。
なお，スロッシング及び想定破損に関する説明は，添付書類Ⅴ-1-1-9に記載する。

○

地下水の流入による溢水に対して必要な排水設備について，基準地震動Ｓｓに対して機能を保持する設計とし，その耐震評価方法及び結果については添付書
類Ⅴ-2の別添に示す。

(4) 添付書類「Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」○

可搬型重大事故等対処設備の個別の設計方針については，添付書類Ⅴ-1-1-6の別添2に記載する。

○

可搬型重大事故等対処設備については，基準地震動Ｓｓに対して機能を保持する設計とし，
その耐震評価方法及び結果については添付書類Ⅴ-2の別添に示す。

6-別 4-2

別紙５

火災，自然現象，溢水，可搬評価に係る強度・耐震評価の方針書及び計算書の作成要領
1.

概要
本資料は，別添資料とする自然現象等の荷重を考慮した技術基準規則第17条及び第55条対象外の強度評価に係る方針書及び計算書の作成要領，並びに技術基準規則第5条及び第50条対象外の耐震評価に係る方針書及び計算書の作成要領を示す。
なお，本要領を適用するものは，火災防護の耐震別添，津波の強度別添，溢水の強度及び耐震別添，可搬の耐震別添，竜巻の強度別添，並びに火山の強度別添とする。

2.

各評価に係る添付書類及び強度・耐震評価の別添資料の構成
火災，自然現象，溢水，可搬評価に係る評価書並びに別添資料として作成する強度・耐震に係る方針書及び評価書に関する構成は，以下のとおりとする。
(1) 各評価に係る添付書類は，基本設計方針を受けて各評価に対する防護設計の考え方を具体化する。各評価の添付書類は，基本方針，評価対象施設の選定，施設の設計方
針（①）等で構成する。施設の設計方針（①）には，強度・耐震評価の方針を記載し，各施設に関する要求機能，性能目標，評価方針，荷重条件等を示す。
(2) 別添資料とする強度・耐震評価の基本方針（②）は，施設の設計方針（①）又は添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」
で整理される耐震評価の各方針又は方法（④）
を受けて，個別の施設の強度・耐震評価の方針を示すものであり，強度・耐震評価に必要な事項のうち，各施設の評価に共通する荷重及び荷重の組合せ，許容限界，評価方法等を記載する。
(3) 別添資料とする強度・耐震計算書（③）は，強度・耐震評価の基本方針（②）を受けて個別施設の評価結果を示すものであり，施設ごとに実際に用いる評価条件，評価
方法，評価結果等を記載する。

6-別 5-1

各評価の添付書類

施設の設計方針
基本方針

評価対象施設の選定

添付書類Ⅴ-2（強度・耐震評価方針（①））

強度・耐震の別添資料

耐震評価の強度・耐震評価の各強度・耐震方針・方法（④）

基本方針（②）

計算書（③）

6-別 5-2

3.

強度評価の基本方針（②）の作成方針
別添資料として作成する強度評価の基本方針は，自然現象等の各評価書における施設の設計方針（①）を受けて，個別の強度評価方針を示すものであり，強度評価に必要な事項のうち，各施設の評価に共通する荷重及び荷重の組合せ，許容限界，評価方法等を記載する。他の添付書類に関連付けして説明する場合，関連付けが可能であることの理由を含めて，関連付けの内容を記載する。
1.

概要
・技術基準規則に適合する設計とするために，各評価対象施設が要求される強度を有することを説明する。
・別添資料全体の構成について記載する。

（記載例）
本資料は，
（技術基準規則）第○○条及び（解釈）に適合する設計とするため，
資料○○のうち資料○○「○○」に基づき，○○施設が，○○に対して構造健全性を維持する（又は，要求される機能を保持可能な構造強度を有する，等）ことを確認するための強度計算方針について説明するものである。
○○施設の具体的な計算の方法及び結果は，別添○○に示す。
2.

強度評価の基本方針
・強度計算書の全体の構成を記載する。

（記載例：全体の流れ）
強度評価は，「2.1 評価対象施設」に示す評価対象施設（設備）を対象として，「3. 荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界」
で示す○○荷重と組み合わせすべき
他の荷重による組合せ荷重（による応力等）が許容限界内にあることを「4. 強度評価方法」に示す評価方法を使用し，「5. 適用規格」に示す適用規格を用いて確認する。
2.1 評価対象施設
・上位文書である施設の設計方針で設定する評価対象施設，構造計画を引用し，配置概要及び評価対象部位を記載する。
2.2 評価方針（竜巻評価等，評価項目，評価内容が多岐にわたるもの）・上位文書である施設の設計方針で設定する評価方針を引用し，何の設備に何の評価項目（計算式等）が適用されるかを分かるように，評価対象部位単位で評
価項目との関連を示す。また，適用の考え方をルール化する。更に，3.以降の評価内容を説明する。
6-別 5-33.

荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界
・上位文書である施設の設計方針で設定する荷重及び荷重の組合せの考え方を引用し，想定する全ての荷重を記載し，強度計算において考慮すべき荷重の組合せを設定する。
・上位文書である施設の設計方針で構造強度上の性能目標及び評価方針を引用し，評価対象部位ごとに許容限界を設定する。
・計算機プログラム（解析コード）を用いて解析する場合を除き，原則，各計算書で用いる荷重及び許容値の算定式をモデル図等とともに記載する。
計算書に記載する場合は，計算書に記載する理由及び関連付けを記載する。

4.

強度評価方法・強度評価の基本方針，強度計算方法の考え方等を記載。
・計算機プログラム（解析コード）を用いて解析する場合を除き，原則，各計算書で用いる強度評価の算定式を記載する。併せて，モデル化の考え方，モデルの諸元，境界条件等を記載する。計算書に記載する場合は，計算書に記載する理由及び関連付けを記載する。

（記載例：構造強度評価）
評価対象施設（設備）を対象として，「想定する荷重（による応力等）」が許容限界内にあることを[使用する評価方法]により確認する。
5.

適用規格
・評価に用いる適用規格を記載する。

6-別 5-4

4.

耐震評価の基本方針（②）の作成方針
別添資料として作成する耐震評価の基本方針は，自然現象等の各評価書の施設の設計方

針（①）又は添付書類「Ⅴ-2 耐震性に関する説明書」で整理される耐震評価の各方針・方法（④）を受けて，個別の施設の耐震評価の方針を示すものであり，耐震評価に必要な事項のうち，各施設の評価に共通する荷重及び荷重の組合せ，許容限界，評価方法等を記載する。他の添付書類に関連付けして説明する場合，関連付けが可能であることの理由を含めて関連付けの内容を記載する。
1.

概要
・技術基準規則に適合する設計とするために，各評価対象施設が要求される耐震性を有することを説明する。
・評価対象施設が，技術基準規則の第5条及び第50条の対象ではないことを記載する。
・評価対象施設の耐震重要度分類を記載（耐震Ｂ又はＣクラスの施設が，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して耐震性を有することを確認する旨を記載）する。
・別添資料全体の構成について記載する。

（記載例）
本資料は，
（技術基準規則）第○○条及び（解釈）に適合する設計とするため，
資料○○のうち資料○○「○○」にて設定する耐震○クラスの○○施設が，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して耐震性を有することを確認するための耐震計算方
針について説明するものである。○○施設への基準地震動Ｓｓによる地震力に対する耐震性の要求は，技術基準規則の第○○条及び第○○条の対象ではない。
○○施設の具体的な計算の方法及び結果は，別添○○に示す。
2.

耐震評価の基本方針
・耐震方針書の全体の構成を記載する。

（記載例：全体の流れ）
耐震評価は，「2.1 評価対象施設」に示す評価対象施設（設備）を対象として，「3. 荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界」
で示す○○荷重と組み合わせすべき
他の荷重による組合せ荷重（による応力等）が許容限界内にあることを「4. 耐震評価方法」に示す評価方法を使用し，「5. 適用規格」に示す適用規格を用いて確認する。

6-別 5-5

2.1 評価対象施設
・上位文書である施設の設計方針で設定する評価対象施設及び上位文書である施設の設計方針又は耐震設計の方針・方法で設定する構造計画を引用し，配置概
要及び評価対象部位を記載する。
2.2 評価方針（可搬評価等，評価項目，評価内容が多岐にわたるもの）・上位文書である施設の設計方針で設定する評価方針を引用し，何の設備に何の評価項目（計算式，減衰率等）が適用されるかを分かるように，評価対象部位
単位で評価項目との関連を示す。また，適用の考え方をルール化する。更に，
3.以降の評価内容を説明する。
（可搬評価のように，評価内容が多岐にわたる
場合。
）
3.

荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界
・上位文書である施設の設計方針で設定する荷重及び上位文書である耐震計算の方針・方法で設定する荷重の組合せの考え方を引用し，記載する。
・上位文書である施設の設計方針で設定する構造強度上の性能目標及び評価方針を引用し，評価対象部位ごとに許容限界を設定する。
・計算機プログラム（解析コード）を用いて解析する場合を除き，原則，各計算書で用いる荷重及び許容値の算定式をモデル図等とともに記載する。
計算書に記載する場合は，計算書に記載する理由及び関連付けを記載する。

4.

耐震評価方法4.1 地震応答解析
・地震応答解析の基本方針，地震応答解析に用いる入力地震動，解析方法及び解析モデル，設計用減衰定数，実施した試験概要等の順番で，評価内容が具体的に分かるように記載する。
・適用寸法の考え方（公称値，下限値等）を記載する。
4.2 応力評価（又は耐震評価）
・応力評価（又は耐震評価）の基本方針，評価方法の考え方等を記載する。
・計算機プログラム（解析コード）を用いて解析する場合を除き，原則，各計算書で用いる応力評価（又は耐震評価）の算定式を記載する。併せて，モデル化の考え方，モデルの諸元，境界条件等を記載する。計算書に記載する場合は，計算書に記載する理由及び関連付けを記載する。

6-別 5-6

（記載例：構造強度評価）
評価対象施設（設備）を対象として，[想定する荷重（による応力等）]が許容限界内にあることを[使用する評価方法]により確認する。
4.3 機能維持評価
・各設備で要求される動的機能，電気的機能等の機能維持の評価方針，実施した試験概要等を記載する。
（記載例：機能維持評価）
評価対象施設（設備）が，[想定する荷重（による加速度等）]に対して，機能を保持（維持）することを，機能維持評価により確認する。
4.4 水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せの考慮
・水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せ評価の方針を記載する。
・2方向の評価方法，評価結果については，別添○○として記載する関連付けを
記載する。
5.

適用規格
・評価に用いる適用規格を記載する。

6-別 5-7

5.

別添強度計算書（③）の記載要領
別添資料として作成する強度計算書は，自然現象等特殊な荷重を考慮した評価を実施することから，評価方針，評価方法及び評価結果等を記載することとしており，ＪＳＭＥ規格に基づいた添付書類の強度計算書とは構成が異なる。従って，別添資料とする強度計算
書は，同様の構成となる耐震計算書を参考に基本的に以下の構成とする。
なお，評価内容に応じ，該当がない項目については記載不要とし，記載項目の順序が前後することは可とする。
1.

概要
・上位文書である強度評価の方針書の評価方針を引用し，強度評価の目的及び範囲を明確にする。

（記載例）
本資料は，資料○○別添○○「○○」に示すとおり，○○（個別施設）が○○（ハザード）においても，○○機能の維持を考慮して，主要な構造部材が構造健全性を
有すること
（又は，
主要な構造部材が○○機能を保持可能な構造強度を有すること，等）を確認するものである。
2.

基本方針
・上位文書である強度評価の方針書に示す構造計画のとおり，「2.1 位置（又は配置）」及び「2.2 構造概要」を設定していることを記載する。

2.1 位置（又は配置）
・上位文書である強度評価の方針書で設定している構造計画等を引用し，施設の位置（又は配置）を記載する。
・位置によって評価の条件が変更となるものは，施設の配置図を記載する。
2.2 構造概要
・上位文書である強度評価の方針書で設定している構造計画等を引用し，施設の構造図，部位，寸法を記載する。
・評価対象施設が複数存在する場合は，代表の概要図を示す。本文に記載する部
材は構造図中で明示する。

6-別 5-8

2.3 評価方針
・上位文書である強度評価の方針書で設定している荷重条件，許容限界等を引用し，評価の方針として，「3.

強度評価方法」以降で実施する評価方法の内容を記載する。
2.4 適用規格
・個別評価に用いる適用規格を記載する。
3.

強度評価方法3.1 記号の定義
・評価に使用する記号の定義を記載する。過去の工事計画書の例にならい，記号の定義は，記号表として記載するか，あるいは当該式の下に記載する。
3.2 評価対象部位
・上位文書である強度評価の方針書で設定している評価対象部位を引用し，詳細な評価対象部位及び部位選定の考え方を記載する。
・同じ評価方法で評価する部位が複数あり，代表部位で記載する場合は，最も評価が厳しくなる部位を選定していることを説明する。
3.3 荷重及び荷重の組合せ
・上位文書である強度評価の方針書で設定している荷重及び荷重の組合せを引用
し，施設の評価対象部位ごとの荷重及び組合せ荷重を具体的に記載する。
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の荷重算出方法等を引用して記載する場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。

6-別 5-9

3.4 許容限界
・上位文書である強度評価の方針書で設定している許容限界を引用し，施設の評
価対象部位ごとに許容限界を記載する。
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の許容値等を引用して記載する
場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。
3.5 評価方法
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の計算方法，計算式，解析手法等を引用して記載する場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式，解析手法，試験結果等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。
4.

評価条件
・評価結果の妥当性を確認する上で必要となる，設計条件，評価用加速度，機器要目等の評価条件を記載する。計算書の前段で記載する評価条件についても，必要により再掲する。

（記載例）
添付書類○○，○○の耐震計算書フォーマットに記載される評価条件
5.

強度評価結果・評価結果，許容値等を記載する。

6-別 5-10

6.

別添耐震計算書（③）の記載要領
別添資料として作成する各耐震計算書は，基本的に以下の構成とする。ただし，該当がない項目については，記載不要とする。地震応答解析と応力評価（又は耐震評価）が一連の評価となる場合等は，必要によりまとめて記載する。評価内容等に応じて，記載項目の順序は前後する。
1.

概要
・上位文書である耐震評価の方針書の評価方針を引用し，耐震評価の目的及び範囲を明確にする。

（記載例）
本資料は，別添資料○○「○○」に示すとおり，○○（個別施設）が基準地震動
Ｓｓによる地震力に対しても○○機能を維持するために，耐震性を有することを確認するものである。
2.

基本方針
・上位文書である耐震評価の方針書に示す構造計画のとおり，「2.1 位置（又は配置）」及び「2.2 構造概要」を設定していることを記載する。

（記載例）○○設備は，資料○○別添○○「○○」に示す構造計画のとおり，「2.1 位置（又は配置）」及び「2.2 構造概要」を設定している。
2.1 位置（又は配置）
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している構造計画等を引用し，評価対
象部位の位置（又は配置）を記載する。
・位置によって評価条件が変更となるものは，評価対象の配置図を記載する。
2.2 構造概要
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している構造計画等を引用し，構造図，部位，寸法を記載する。
・評価対象部位が複数存在する場合は，代表の概要図を示す。本文に記載される部位は，構造図中で明示する。
（記載例）○○設備の構造は，
別添○○「2.1 評価対象設備」に示す構造計画としており，○○設備の構造計画を第○○表に，外観図を第○○図に示す。

6-別 5-11

2.3 評価方針
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している荷重条件，許容限界等を引用し，評価の方針として，「3.

地震応答解析」以降で実施する評価方法の内容を記載する。
2.4 適用規格
・個別評価に用いる適用規格を記載する。
3.

地震応答解析（又は固有値解析）

3.1 基本方針
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している解析方針を引用し，解析の流れが分かるように，地震応答解析（又は固有値解析）の目的，考え方等を記載する。
3.2 解析方法（又は固有振動数の計算方法）
・適用する解析方法，計算機プログラム（解析コード），適用寸法の考え方（公称値，下限値等），実施した試験の内容等を記載する。
3.3 設計用地震力・地震応答解析に用いる地震力，減衰定数等を記載する。減衰定数を引用する場
合は，引用元の資料名を記載する。
・入力地震力に床応答曲線を用いる場合は，機器の設置位置を記載する。
3.4 解析モデル及び諸元
・解析モデル，解析モデルの考え方，解析モデルの諸元，境界条件等を記載する。
3.5 地震応答解析結果（又は固有値解析結果）
・地震応答解析（又は固有値解析）の結果（固有値，モード図，応力解析の入力となる荷重，変位，加速度等）を記載する。

6-別 5-12

4.

応力評価（又は耐震評価）

4.1 基本方針
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している評価方針を引用し，評価の流れが分かるように，応力評価（又は耐震評価）の目的，考え方，耐震クラス等を記載する。
4.2 評価対象部位
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している評価対象部位を引用し，詳細な評価対象部位及び部位選定の考え方を記載する。
・同じ評価方法で評価する部位が複数あり，代表部位で記載する場合は，最も評価が厳しくなる部位を選定していることを説明する。
4.3 荷重及び荷重の組合せ
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している荷重及び荷重の組合せを引用
し，評価対象部位ごとの荷重及び組合せ荷重を具体的に記載する。
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の荷重算出方法等を引用して記載する場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。
4.4 許容限界
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している許容限界を引用し，評価対象部位ごとに許容限界を記載する。
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の許容値等を引用して記載する
場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。
4.5 評価方法
・上位文書の評価方針書で設定する各計算書共通の計算方法，計算式，解析手法等を引用して記載する場合は，引用する内容が分かるように記載する。
・上位文書で設定していない個別の計算式，解析手法，試験結果等を用いて評価する場合は，具体的に説明する。
・計算に使用する記号の定義を記載する。過去の工認資料の例にならい，記号の定義は，記号表として記載するか，あるいは当該式の下に記載する。

6-別 5-13

5.

機能維持評価5.1 基本方針
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している評価方針を引用し，解析の流れが分かるように，機能維持評価の目的，考え方等を記載する。
5.2 評価対象部位
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している評価対象部位を引用し，詳細な評価対象部位及び部位選定の考え方を記載する。
5.3 許容限界
・上位文書である耐震評価の方針書で設定している許容限界を引用し，評価対象部位ごとに許容限界を記載する。
5.4 評価方法
・上位文書である耐震評価の方針書の機能維持方針を引用し，機能維持評価の方法を記載する。具体的には，評価対象の応答加速度が，「5.3 許容限界」で示す機能確認済加速度等の許容限界以下となることを確認する等を記載する。
6.

評価条件
・評価結果の妥当性を確認する上で必要となる，設計条件，評価用加速度，機器要目等の評価条件を記載する。計算書の前段で記載する評価条件についても，必要により再掲する。

（記載例）
添付書類：○○，○○の耐震計算書フォーマットに記載される評価条件
7.

強度評価結果・許容限界，耐震評価結果，評価結果等を記載する。

6-別 5-14７1.

工事計画認可申請における添付図面の作成要領

目的
工事計画認可申請のうち別表第二に添付要求のある添付図面
（系統図，
配置図，
構造図）
について，記載の統一及び一貫性を図ることを目的として，添付図面の作成要領を策定する。なお，記載例については，別紙１に示す。

2.

添付図面を添付する対象範囲(1) 別表第二の個別の施設ごとに作成する添付図面（系統図，配置図，構造図）を添付
する対象範囲は，次頁の通りとする。
配置図については，機器の配置を明示した図面（以下，機器配置図）及び主配管の配置を明示した図面（以下，配管配置図）は別整理とする。
なお，表の範囲に含まれない設備については，個別に選定する。

7-1

配置図
対象設備

系統図

構造図

機器

配管

配置図

配置図

○

○

○

（注2）

（注2，3）○○（注2）（注2，3）

重大事故等対処設備として要目表に記載a

するもの（既設含む）（例：常設低圧代替注水ポンプ，代替淡水貯槽，残留熱除去系熱交換器等）○（注1）

既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用するもので機器クラスb

区分が変更（クラスアップ）するもの及び使用条件が変更となるもの

○
（注1）

○

（例：原子炉格納容器等）
既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用するもので既工事計画
c

書に記載がないもの（例：ＳＡ主ラインに設置する安全弁・

○
（注1）

○

○

○
（注3）

逃がし弁）
既設の設計基準対象施設を重大事故等対処設備として使用するもので，既工事計d

画書に記載があり，設計基準対象施設としての仕様から変更のないもの

○
（注1）

○

○

○

（注2）

（注2，3）（例：残留熱除去系熱交換器等）
設計基準対象施設のうち新規制対象とし
eて新たに要目表に記載するもの

○

○

×

×

×

×

×

×

×

○

○

○

○

×

×

（例：火災防護設備，浸水防護施設等）
f

耐震基準変更等に伴う評価対象設備を要目表として再掲するもの

○

○

×
（注4）

（注3）

要目表の記載の適正化のみ行うもの
g（例：別表改正にあって，手続き対象外のもの）
設計基準対象施設で改造工事を実施する

h

i

もの
撤去・廃止設備（改造範囲除く）

7-2

○
（注3）
×

（注1） 重大事故等対処設備における主配管系統図を添付する。また，重大事故等対処
設備と設計基準対象施設との関係性を示すため，設計基準対象施設における主配管系統図についても添付する。
（注2） 既工事計画書に添付図面の記載があるものについては，図面自体は添付せず添付図面の目次に許認可情報（「認可（届出）年月日」，「認可（届出）番号」及び「添付図面名称」）を記載する。ただし，クラスアップした範囲の配管については図面を添付する。
（注3） 構造図には，主要寸法を記載する。なお，別表第二下欄で要求される構造図のうち記載すべき主要寸法がない設備（計測装置等）については，説明書にて示す。
（注4） 耐震Ｓクラス設備及びＢクラス共振の系統図については，
対象範囲確認のため，別途社内資料として作成する。

7-3

(2) 基本設計方針にのみ記載する設備の扱い
a.

基本設計方針にのみ記載する設備の図面については，別表第二上で要求される「添付図面」としては添付せず，当該設備が関連する説明資料で必要により図示するものとする。

(3) 兼用設備の添付図面の添付についてa.

兼用設備（基本設計方針にて兼用先を記載するものを含む）に係る添付図面の添付対象について，以下に示す。
系統図

機器配置図

配管配置図及び構造図

主登録

兼用

主登録

兼用

主登録

兼用

○

○

○

○

○

×

使用する系統ごとに兼用

主登録する

兼用登録す

主登録する施

主登録側と配管範囲を含めて記載し，添付

施設（設備） る施設（設

設（設備）に配置及び構造はする。なお，図中に当該設

に添付す

備）ごとに

添付する。

同様であること

備（系統）における申請範

る。

添付する。

から添付しない。

囲を赤色で示し，兼用する
場合には別の色で着色し，識別する。
(4) 公差表の添付について
a.

配置図及び構造図を添付する設備のうち，
要目表の変更後に主要寸法が記載される設備について公差表を添付する。なお，一部の設備については以下の通りとする。

(a) 既工事計画書にて認可を受けている範囲内にある設備については公差表を添付しない。
（ＤＢクラス３からＳＡクラス２へクラスアップした配管の継手等）(b) 設計段階で主要寸法の寸法公差が設定されていない設備については，
公差表を添付した上で「規定しない」旨を記載する。
（浸水防護堰等）(c) 可搬型重大事故等対処設備の主要寸法のうち概略寸法を記載している箇所については「概略寸法のため規定しない」旨を記載した上で，寸法公差を設定しない。
（車両寸法等）7-4

(d) 安全弁・逃がし弁の「呼び径」については，性能又は構造強度等の評価に係らないことから，公差表は添付しない。
(e) 公差は技術基準適合の閾値であることから，要目表の記載値に「○○以上」と評価上の最小値を記載している場合は公差表を添付しない。
（例：安全弁・逃がし弁のリフト量，主要弁の弁箱厚さ及び弁蓋厚さ等）

7-5

3.

添付図面の記載方法(1) 共通事項a.

別表第二の施設（系統）区分ごとに添付図面を作成する。

（例：核燃料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…）b.

資料の構成は，別表第二の記載順に施設（系統）ごとに作成し，添付図面の目次により，添付する図面を明確化する。
(2) 系統図a.

重大事故等対処設備（ＳＡ）の主たる流路を示す系統図を添付する。
また，そのＳＡの主たる流路と設計基準対象施設（ＤＢ）の主たる流路との切り替え性を示すために，ＤＢの主たる流路を示す系統図を添付する。
（1/14：①，2/14：①参照）b.

ＤＢ系統図，ＳＡ系統図とも設備（系統）区分ごとに作成する。

当該設備（系統）区分における申請範囲（主たる設備（系統）区分の主流路の範囲）
を「赤太実線」で示し，当該設備（系統）区分における申請範囲である旨を凡例に記載する。
また，主たる流路を他の設備（系統）で兼用する箇所については，「赤とは別の色」
で識別し，兼用する設備（系統）別の色分けを図中に凡例として記載する。
（1/14：②，2/14：②③④参照）
c.

ＳＡ主要弁，安全弁・逃がし弁については，申請対象弁を太線で囲むことで示す
ものとする。
（9/14：①参照）

d.

ＤＢ，ＳＡの「計測制御系統図」については，申請対象計測器を破線で囲むこと
で，示すものとする。
（3/14：①参照）e.

技術基準規則第54条の重大事故等対処設備に要求される切り替え性，
接続先の規格の統一，複数の異なる場所への接続口の設置要求に対する記載方法については，
以下に示す。
(a) 切り替え性
設計基準対象施設との切り替えを行う弁については，
四角破線で囲み切替対象弁であることを示す。
7-6

また，凡例として図中に記載する。
（10/14：①参照）(b) 接続先の規格の統一
可搬型設備の接続箇所について，接続先が統一された形状等であることが分かるように，接続方式，呼び径及びボルト本数等の仕様について記載する。
（4/14：①参照）(c) 異なる場所への接続口設置
接続先を2箇所に分散配置する場合，接続先となる場所名を図面上に記載する。
（例：原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口など）（4/14：②参照）f.

主配管の要目表に「分岐点」又は「合流点」の名称がある場合は，系統図の該当箇所に，引き出し線を用いて，要目表と同一名称を記載する。
（4/14：③参照）g.

申請する主配管の分岐部のうち，枝管が主配管に該当しない場合は，枝管の仕様を記載する。
（ただし，ベント・ドレン・計装配管を除く）（4/14：④参照）

h.

撤去・廃止設備は，撤去・廃止する範囲を系統図上にマークで明示する。

（13/14：①，14/14：①参照）

7-7

【分岐部枝管の記載パターン】③②
主配管でない（計装配管等）①

ベント・ドレ
ン配管は系
統図記載不
要

主配管

主配管でない

□□□□

□□□□

計装配管等
は仕様の記
載は不要

④

枝管が主配管の場
合は，枝管の仕様
は記載不要（主配管の場合は要目表に仕様の記載があり，識別が可能であるため。
）□□□□

枝管が主配管とならないもの（ベント・ドレン・計装配管を除く。）
については，主配管に直接接続される枝管部材の仕様を記載する。

⑤

補強計算を行う
主配管からの分岐部に枝管のな
いもの（閉止キャップ）については，系統図に分岐部を記載する。

(3) 機器配置図a.

共通事項(a) 機器配置図に記載する機器の名称及び保管場所・取付箇所は要目表の記載と合わせる。
(b) 一つの機器で，「機器本体」と「付属機器」の要目表がある場合は，「機器本体」の配置を機器配置図に記載し，付属機器は「機器本体」と同一の取付箇所であることを注記にて記載する。
（5/14：①参照）(c) 屋外に配置している機器については，
要目表に記載する取付箇所の記載内容にEL.○ mを記載する。ただし，津波高さに係る評価に用いている設備はT.P.○ mを記載する。
（5/14：②参照）(d) 建屋内に配置している機器で，
機器配置図に記載しているフロアレベルと当該機器の設置レベルが異なる場合は，機器名称の後にEL.○ mを記載する。
ただし，
津波高さに係る評価に用いている設備はT.P.○ mを記載する。
7-8

b.

常設設備

(a) 常設設備の取付箇所については，同一の設備（系統）区分の機器を，フロア別にまとめた記載とする。

c.

可搬型設備

(a) 屋外の可搬型設備の保管場所については，図中に全ての保管場所を明示する。
（6/14：①②参照）(b) 可搬型設備の取付箇所及び保管場所については，同一の設備（系統）区分の機器をまとめた記載とする。
（6/14：③参照）d.

設計基準対象施設と重大事故等対処設備との位置的分散について(a) 設計基準対象施設と重大事故等対処設備との位置的分散は，機器配置図としては，対象となる機器名称を記載するのみとし，具体的な位置的分散についての説
明は，添付書類「Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」の資料中に，その「対象設備」や位置的分散について表などを用いて示すこととする。
(4) 配管配置図
a.

配管配置図に記載する配管（常設及び可搬型の放水砲等）の外径，厚さ及び材料

は要目表の記載と合わせる。
b.

複数の施設又は設備（系統）区分で兼用する配管配置図は，兼用先の図面を作成せず，主登録する設備（系統）区分の図面に兼用する旨を記載する。
c.

重大事故等対処設備として使用する既存の設備のうち，既工事計画書に図面の記載があるものについては，配管配置図自体は添付せず，添付図面目次に該当する設
備の許認可情報（「認可（届出）年月日」，「認可（届出）番号」及び「添付図面名称」）を記載する。ただし，クラスアップの範囲については図面を添付する。

7-9

d.

配管図の記載要領については以下の通りとする。

(a) 配管は呼び径に関わらず，単線にて表示する。
(b) 接続先表示は，次のものとする。
①

同一系統において，別図面に記載する場合は，接続先の図面の図面番号を記載する。

②

接続先が他系統になる場合は，相手側を破線にて記載し，系統名又は機器名称を記載する。

③

同一系統において，同図面に記載する場合は，各々の接続先にアルファベット
記号（小文字）を付け，記載する。
〔作成例〕
①項の場合
第 *-*-*-2 図へ
第 *-*-*-1 図

第 *-*-*-2 図

第 *-*-*-1 図より②項の場合
原子炉冷却材浄化系へ

残留熱除去系より場所的に系統名称を書くことが困難な場合は，細線にて引出し線を書き，系統名称を記載する。
③項の場合
“a”へ
“a”より

7-10

(c) ルート表示は，次によるものとする。
クラス１及び２配管については，継手を表示する。
①

曲げ部
平面図，立面図でのエルボ・曲げ管の区別は下図による。
クラス１及びクラス２配管以外ではその区別をせず，
下図の曲げ管の場合に
よる。

平面図
立面図

エ ル ボの表 示

曲 げ 管 の 表示

を示す。

を示す。

②

分岐部
ティー，管台の区別は下図による。クラス１及びクラス２配管以外ではその区別をせず，下図の管台の場合による。

ティーの場合
③

管台の場合

レジューサ
下図の表記を行い，同芯，偏芯の区別は行わない。

水平管に取り付く場合

立ち上がり管に取り付く場合

立ち上がり管に取り付く場合（レジューサの上方が小径端（レジューサの下方が小径端

側のとき

側のとき

7-11

④

配管が重なる箇所の表示
上の配管

⑤

キャップ

⑥

閉止板

⑦

カップリング

上の配管(d) 主流路を構成しない分岐部は次のように記載する。
（ティー）
主流路

注1

主流路
工事計画に記載され工事計画に記載されないるティーがある場合ティーがある場合（クラス１及び２）（クラス１及び２以外）

注 1 ：工事計画に記載の管継手であり，主流路でない部分は破線（細線）とす
る。

7-12

（管台）
主流路

(5) 構造図a.

構造図の図中に主要寸法を記載する。
（7/14：①参照）b.

複数の施設又は設備（系統）区分で兼用する設備の構造図は，兼用先の図面は作成せず，主登録する設備（系統）区分の図面に兼用する旨を記載する。
（7/14：②参照）c.

重大事故等対処設備として使用する既存の設備のうち，既工事計画書に図面の記載があるものについては，構造図自体は添付せず，添付図面の目次に該当する設備の許認可情報（「認可（届出）年月日」，「認可（届出）番号」及び「添付図面名称」）を記載する。
d.

非常用電源設備の「内燃機関」に関する記載方法について，その設備に附属する要目表記載機器（調速装置，非常調速装置等）の取付け位置がわかるように図中に記載する。
（8/14：①参照）

7-13

別紙１

記載例

7-別 1-1

7-別1-2

7-別1-3【3/14】①の例
申請対象計測機器を破線で囲むことで示す。

7-別1-4

7-別1-5

7-別1-6

7-別1-7【7/14】①の例
主要寸法については，図中に記載する。

7-別1-8

【8/14】①の例
可搬型設備に付属する要目表記載機器（調速装置，非常調速装置等）について，その取付位置が分かるように記載する。

7-別1-9【9/14】①の例
ＳＡ主要弁・安全弁については，申請対象
弁を太線で囲むことで示す。

7-別1-10【10/14】①の例
設計基準対象施設との切り替えを行う弁については，四角破線で囲み，切り替え対象
弁であることを示す。また，凡例として図中に記載する。

7-別1-11

【11/14】
図面を添付する順番

添付図面目次〔記載例〕＜原子炉冷却系統施設＞
第 4-2-1 図 原子炉冷却系統施設 原子炉冷却材の循環設備に係る機器の配置を明示した
図面
機器配置図を添付する場合の記載。
・原子炉冷却系統施設に係る主配管の配置を明示した図面【「原子炉圧力容器出口より再循環ポンプ吸込弁まで」「再循環ポンプ吐出弁よりマニ，
ホールド管まで」，「マニホールド管」及び「マニホールド管よりジェットポンプへの供給管」は，昭和 51 年 6 月 19 日付け 51 資庁第 6500 号にて認可された工事計画書の添付
図面第 2 図「原子炉再循環系配管組立図」による】【①の例】
既工認の配管配置図を呼び込む場合の記載。
既工認の許可（届出）年月日と許可（届出）番号及び添付図面名称を記載する。
第 4-4-1-2-1 図

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（1／2）(設計基準対象施設)
設計基準対象施設と重大事故等対処設備の系統図は分けて添付し、それぞれ添付図面番号を付番する。

第 4-4-1-2-2 図

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（2／2）(重大事故等対処設備)

第 4-4-7-3 図 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（低圧代替注水系）の構造図 常設低圧代替注水系ポンプ

構造図を添付する場合の記載。
・残留熱除去系ポンプ構造図【「残留熱除去系ポンプ」は、昭和 51 年 6 月 19 日付け 51 資庁第 6093 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-2-2 図「残留熱除去系ポンプ組立外形図」及び昭和 51 年 8
月 30 日付け建建発第 98 号にて届出した工事計画書の添付図面第 2-3「残留熱除去系ポンプ組立断面図」による】既工認の構造図を呼び込む場合の記載。
既工認の許可（届出）年月日と許可（届出）番号及び添付図面名称を記載する。
7-別 1-12【12/14】【付番方法】
目録にて記載した図面番を記載する。

図面の作成日又は改定日を4桁で記載〔記載例〕
2017年 5月16日 ⇒ 7516
2017年10月 1日 ⇒ 7X01
2017年11月12日 ⇒ 7Y12
2017年12月 4日 ⇒ 7Z04
2018年 3月31日 ⇒ 8331

第○-○-○-○図

東海第二発電所
・
・

名
ｼ 称
ﾌ

西暦：末尾1桁を記載
月 ：1,2,…（ただし，10月，11月，12月はX,Y,Zとする。）
日 ：2桁表記で記載

工事計画認可申請

日本原子力発電株式会社
7Y12

7-別1-13

【13/14】

7-別1-14【14/14】

7-別1-15８1.

共用設備の工認書類の扱いについて

要旨
共用設備の工認書類への記載方針について以下に纏める。

2.

記載方法
2.1 要目表への記載「共用設備」の名称，仕様等の表記方法については，「２工事計画認可申請における要目表の作成要領」に従う。
2.2 基本設計方針への記載(1) 「要目表対象設備」を「基本設計方針」へ記載する場合の表記方法は「２ 工事計画認可
申請における要目表の作成要領」に従う。
（例）
東海，東海第二発電所共用の設備を基本設計方針に記載する場合「●●ポンプ（東海，東海第二発電所共用）」(2) 「基本設計方針にのみ記載する設備」は，要目表と記載を整合させるため，原則として，
要目表の記載ルールに従う。具体的な記載ルールは以下のとおり。
a.

「常設設備」の記載について（a） 東海第二発電所常設設備の場合は，「（東海，東海第二発電所共用）」と記載する。
さらに，申請する発電所と設備を設置している発電所が異なる場合は，設置場所を明確化するために「（東海，東海第二発電所共用，東海●●発電所に設置）」と記載する。
b.

可搬型設備の記載について
東海第二発電所可搬型設備の場合は，「（東海，東海第二発電所共用）」と記載する。
さらに，保管場所を明確化するために設備を保管する発電所を記載する。

【基本的な記載パターン】
可搬型計測器（東海，東海第二発電所共用，東海●●発電所に保管）「共用する発電所」「設備を保管する発電所」

8-1

(3) 文章中に同じ設備が複数回登場する場合の記載について
a. 文章中に同じ設備が複数回登場するものについては，「初めて」文章中に登場した箇所にのみ「共用」の記載をし，その後の文章に登場する箇所については「共用」の記載を行わない。
また，初めて登場する「共用」の記載には「（以下同じ。
）」を付記して，それ以降の文章では「共用」の記載が繰り返し登場しないことを示す。なお，この「繰り返し登場
しないこと」を示す記載は，施設単位で有効とする。
（例）原子炉冷却系統施設△△ポンプ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））は，□□として使用する。なお，△△ポンプの設置数は…

(4) 識別のために記載する特殊な例
a. 設備仕様を明確にするための情報（個数，計測範囲等）等を記載する必要があるもの
は，それらの情報を「共用」の後に記載する。
（例）
可搬型計測器（「東海，東海第二発電所共用，東海●●発電所に保管」（個数△（予備▲），
計測範囲***～*** mSv/h））

2.3 適用基準及び適用規格
適用基準及び適用規格については，東海，東海第二発電所共用であることを踏まえて，東海，東海第二発電所共用設備に適用する基準／規格は，東海第二発電所で同じ基準及び規格を記載する。
2.4 設計及び工事の品質管理に係わる方法等に関する事項
設計及び工事に関する事項であり，東海，東海第二発電所共用である設備は，東海第二発電所の設計及び工事の品質管理に係る方法等に関する事項を記載する。

2.5 添付書類
添付書類への「共用設備」の表記方法は，原則として，要目表及び基本設計方針と同じ記載方法とする。
但し，設備が設置される建屋（基礎含む）や配置に評価が依存する「Ｖ-2 耐震性に関する説明書」及び「Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下におけ

8-2

る健全性に関する説明書」については，「共用」の有無によって評価結果が左右されないことから，資料中に登場する設備名称に「共用」の記載は行わないものとする。

3.

添付図面の添付方針について
添付図面に記載する発電所は，本文（要目表，基本設計方針）を参考に記載する。

3.1 各施設の個別図面について
・要目表に記載する設備の添付図面の添付方針は，「７ 工事計画認可申請における添付図面の作成要領」に従うものとする。

8-3

９

参考資料

別紙１ 技術基準規則の新旧比較表
別紙２ 設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

9-1

別紙１

技術基準規則の新旧比較表

9-別 1-1

技術基準規則の新旧比較表

旧・省令６２号（平成 25 年 6 月 28 日）との関連

第 1 条
第 2 条
第 3 条

第 5 条
第 5 条の 2
第 4 条
第 7 条
第 7 条の 2
第 7 条の 3
第 4 条の 2

第 8 条の 2
第 8 条（第 33 条）
第 9 条
第 9 条の 2
第 6 条
第 10 条
第 ll 条
第 12 条
第 13 条
第 14 条
第 15 条
第 26 条
第 25 条
第 16 条の 2
第 16 条の 3
第 18 条
第 19 条（第 34 条）
第 17 条
第 16 条
第 20 条
第 22 条
第 23 条
第 24 条
第 24 条の 2
第 30 条
第 31 条

適用範囲
定義
特殊な設計による施設

【新規】
耐震性
津波による損傷の防止
防護措置等
さく等の施設
不法侵入の防止
急傾斜地の崩壊の防止
火災による損傷の防止
【新規】
【新規】
安全設備
原子炉施設
（保安電源設備）
材料及び構造使用中のき裂等による破壊の防止
流体振動等による損傷の防止
安全弁等
耐圧試験等
監視試験片
炉心等
熱遮へい材
一次冷却材
燃料取扱設備
燃料貯蔵設備原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリの漏えい等
一次冷却材の排出
逆止め弁の設置（準用）
非常用炉心冷却設備
循環設備等
計測装置
安全保護装置
反応度制御系統及び原子炉停止系統
制御材駆動装置
原子炉制御室等
廃棄物処理設備等
廃棄物貯蔵設備等

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
第 1 章 総則
第 1 条
第 2 条
第 3 条

適用範囲
定義
特殊な設計による発電用原子炉施設

第 2 章 設計基準対象施設
第 4 条
第 5 条
第 6 条
第 7 条
第 8 条
第 9 条
第 10 条
第 11 条
第 12 条
第 13 条
第 14 条
第 15 条
第 16 条
第 17 条第 18 条
第 19 条
第 20 条
第 21 条
第 22 条
第 23 条
第 24 条
第 25 条
第 26 条

設計基準対象施設の地盤地震による損傷の防止
津波による損傷の防止
外部からの衝撃による損傷の防止
立ち入りの防止
発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止
急傾斜地の崩壊の防止
火災による損傷の防止
発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止
安全避難通路等
安全設備
設計基準対象施設の機能
全交流動力電源喪失対策設備
材料及び構造使用中の亀裂等による破壊の防止
流体振動等による損傷の防止
安全弁等
耐圧試験等
監視試験片
炉心等
熱遮蔽材
一次冷却材
燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備

第 27 条
第 28 条
第 29 条
第 30 条
第 31 条
第 32 条
第 33 条
第 34 条
第 35 条
第 36 条
第 37 条
第 38 条
第 39 条
第 40 条原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
一次冷却材処理装置
逆止め弁
蒸気タービン
非常用炉心冷却設備
循環設備等
計測装置
安全保護装置
反応度制御系統及び原子炉停止系統
制御材駆動装置
原子炉制御室等
廃棄物処理設備等
廃棄物貯蔵設備等
9-別 1-2

技術基準規則の新旧比較表
第 29 条
第 29 条の 2
第 27 条
第 28 条
第 32 条
第 33 条
第 24 条の 3
第 21 条
第 34 条旧・省令６２号（平成 25 年 6 月 28 日）との関連
放射性物質による汚染の防止
管理区域内に開口部がある排水路
生体遮へい等
換気設備
原子炉格納施設
保安電源設備発電所緊急時対策所
警報装置等
準用

第 41 条
第 42 条
第 43 条
第 44 条
第 45 条
第 46 条
第 47 条
第 48 条

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
放射性物質による汚染の防止
生体遮蔽等
換気設備
原子炉格納施設
保安電源設備緊急時対策所
警報装置等
準用

記載方針
・表現の相違については下線（規則のみ）。
・追加要求事項については黄色ハッチング（規則及び解釈）（注記）
1.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は，「平成 30 年 2 月 20 日公布」
，その解釈は，「改正 平成 30 年 1 月 24 日 原規技発第 1801246 号」を記載する。
2.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及びその解釈の改正に伴い変更又は追加となった事項のうち，以下については経過措置での対応とし本工事の計画対象外とする。
（地震による損傷の防止）
第 5 条第 4 項
・炉心内の燃料被覆材は，基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがないように施設しなければならない。
（原子炉制御室等）
第 38 条第 5 項 1 号
・原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍 工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装置の設置（保安電源設備）
第 45 条第 3 項 1 号
・高エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必要な措置（緊急時対策所）
第 46 条第 2 項・緊急時対策所及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍には，有毒ガスが発生した場合に適切な措置をとるため，工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置の設置その他の適切な防護措置を講じなければならない。

9-別 1-3

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（適用範囲）
第一条
この省令は，原子力発電工作物について適用する。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

１

２

３

４

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第一章 総則 （適用範囲）
第一条
この規則は，実用発電用原子炉及びその附属
本省令の，原子力発電所に対する許認可上の施設について適用する。
位置付けは，設置（変更）許可申請に対する安全審査で確認された事項を，工事計画等の後段規制において具体的に確認するための基準である。
第１条は，本省令の適用範囲を定めたもの
で，「原子力を原動力として電気を発生するために施設する電気工作物」とは，電気事業
法施行規則の別表第３の「一 発電所」の「（三） 原子力設備」及び「（八） 附帯設備」（原子力発電所に施設するものに限る。
）に掲げられている事項を含む電気工作物である。
本技術基準は，各条文において別途適用除外が規定されている場合を除き，原子力発電所
が設計建設時（改造時を含む。
）に，満足すべき基準であるとともに，供用を開始した後においても維持すべき基準である。この場合
において，電気事業法第４７条に基づく工事
計画認可又は同法第４８条に基づく工事計
画届出を行った場合にあっては，当該認可又は届出に当たって申請された仕様又は規格（経年劣化を想定した必要仕様を含む。
）を維持することが求められる。
本技術基準は，電気事業法に基づく原子力を原動力として電気を発生するための施設に対して適用されるが，ナトリウム冷却型原子力発電設備に係るものにあっては，「ナトリ
ウム冷却型原子力発電設備への技術基準の適用に当たって（別記－１）」によること。

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の解釈
第１章 総則１ 第１条は，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（平成２５年原子力規制委員会規則第６号。以下「技術基準規則」という。）の適用範囲を定めたもので，「実用発電用原子炉及びその附属施設」とは，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）別表第二に掲げられている事項を含むものであって，次の施設を含む。
（１） 原子炉本体（２） 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（３） 原子炉冷却系統施設（４） 計測制御系統施設（５） 放射性廃棄物の廃棄施設（６） 放射線管理施設（７） 原子炉格納施設（８） その他発電用原子炉の附属施設① 非常用電源設備② 常用電源設備③ 補助ボイラー④ 火災防護設備⑤ 浸水防護施設⑥ 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。
）⑦ 非常用取水設備⑧ 敷地内土木構造物⑨ 緊急時対策所
２ 技術基準規則の発電用原子炉に対する許認
可上の位置付けは，設置（変更）許可申請に対する安全審査で確認された事項を，工事計画等の後段規制において具体的に確認するための基準である。
３ 技術基準規則は，各条文において別途適用除外が規定されている場合を除き，発電用原子炉が設計建設時（改造時を含む。
）に満足すべき基準であるとともに，供用を開始した後においても維持すべき基準である。
この場合において，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「原子炉等規制法」という。）第４３条の３の９に基づく工事の計画の認可又は同法第４３条の３の１０に基づく工事の計画の届出を行った場合にあっては，当該認可又は届出に当たって申請された仕様又は規格（経年劣化を想定した必要仕様を含む。
）を維持することが求められる。
9-別 1-4

備考

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

（定義）
第二条

（定義）
第二条
１ この規則において使用する用語は，核原料物
質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法
律（以下「法」という。）において使用する用語の例による。
２ この規則において，次に掲げる用語の意義
は，それぞれ当該各号に定めるところによる。

この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 「放射線」とは，原子力基本法（昭和三十年
法律第百八十六号）第三条第五号に規定する
放射線又は一メガ電子ボルト未満のエネル
ギーを有する電子線若しくはエックス線であって，自然に存在するもの以外のものをいう。
二 「原子炉施設」とは，原子炉及びその附属設備をいう。

六 「運転時の異常な過渡変化」とは，原子炉施設の運転時に予想される機械器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一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

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の解釈

１ 本規程において使用する用語は，原子炉等規制法及び技術基準規則において使用する用語の例による。

一 「放射線」とは，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（昭和五十三年通商産業省令第七十七号。以下「実用炉規則」という。）
第二条第二項第一号に規定する放射線をいう。
１ 第２号に規定する「原子炉施設」は，電気事業法施行規則別表第３の「一発電所」の「（三）原子力設備」（９蒸気タービン（発電用に限る。
）を除く）及び「（八） 附帯設備」（原子力発電所に施設するものに限る。）に掲げられている事項を含む電気工作物であって，次の施設を含む。
（三）原子力設備
１ 原子炉本体
２ 原子炉冷却系統設備
３ 計測制御系統設備
４ 燃料設備
５ 放射線管理設備
６ 廃棄設備７ 原子炉格納施設
８ 排気筒
１０ 補助ボイラー１１ 補助ボイラーに属する燃料設備
１２ 補助ボイラーに属するばい煙処理設備（八）附帯設備
１ 発電所の運転を管理するための制御装置
２ 非常用予備発電装置
二 「通常運転」とは，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成二十五年原子力規制委員会規則第五号。以下「設置許可基準規則」という。）
第二条第二項第二号に規定する通常運転をいう。
三 「運転時の異常な過渡変化」とは，設置許可基準規則第二条第二項第三号に規定する運
転時の異常な過渡変化をいう。
9-別 1-5

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態をいう。

七 「工学的安全施設」とは，原子炉施設の故障， ２
損壊等による原子炉内の燃料の破損等により，多量の放射性物質の放出のおそれがある
場合に，これを抑制又は防止するための機能を有する施設をいう。

八 「安全設備」とは，次に掲げる設備であってその故障，損壊等により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを直接又は間接に生じさせるものをいう。

イ 一次冷却系統に係る設備及びその附属設
備
ロ 反応度制御系統（通常運転時に反応度を調整する系統をいう。以下同じ。
）及び原子炉停止系統（未臨界に移行し，未臨界を維持するために原子炉を停止する系統をいう。以下同じ。
）に係る設備及びそれらの附属設備
ハ 安全保護装置（運転時の異常な過渡変化が生じる場合，地震の発生等により原子炉の運転に支障が生じる場合，及び一次冷却材喪失等の事故時に原子炉停止系統を自動的に作動させ，かつ，原子炉内の燃料の破損等による多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に，工学的安全施設を自動的に作動させる装置をいう。以下同じ。
），
非常用炉心冷却設備（原子炉圧力容器内において発生した熱を通常運転時において除去する施設がその機能を失った場合に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四 「設計基準事故」とは，設置許可基準規則第二条第二項第四号に規定する設計基準事故をいう。
五 「設計基準対象施設」とは，設置許可基準規則第二条第二項第七号に規定する設計基準
対象施設をいう。
第７号に規定する「工学的安全施設」とは， 六 「工学的安全施設」とは，設置許可基準規則
日本電気協会「原子力発電所工学的安全施設
第二条第二項第十号に規定する工学的安全及びその関連施設の範囲を定める規程」
施設をいう。
（JEAC4605-2004）に規定する「工学的安全施設及びその関連施設」をいう。
（「安全設計分野及び放射線管理分野における日本電気協会規格に関する技術評価書（平成１７年１２月）」）

七 「重大事故等対処施設」とは，設置許可基準
規則第二条第二項第十一号に規定する重大事故等対処施設をいう。
八 「特定重大事故等対処施設」とは，設置許可基準規則第二条第二項第十二号に規定する
特定重大事故等対処施設をいう。
３ 第８号に規定する「安全設備」のイ，ハ，ニ 九 「安全設備」とは，設計基準事故時及び設計
及びホとは次の設備をいう。
基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを直接又は間接に生じさせる設備であって次に掲げるものをいう。
イ 容器，配管，ポンプ等であって原子炉冷却
イ 一次冷却系統に係る設備及びその附属設
材圧力バウンダリに属する設備
備
ロ 反応度制御系統（設置許可基準規則第二条
第二項第二十七号に規定する反応度制御
系統をいう。以下同じ。
）に係る設備及び
それらの附属設備

ハ 安全保護装置，非常用炉心冷却設備及び次の施設
・工学的安全施設（非常用炉心冷却設備，原
子炉格納容器及びその隔離弁を除く）
・原子炉隔離時冷却系（ＢＷＲ）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（ＢＷＲ）
・余熱除去系（ＰＷＲ）
・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）（ＢＷＲ）
・加圧器安全弁（開機能）（ＰＷＲ）

ハ 安全保護装置（運転時の異常な過渡変化が発生する場合，地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合及び一次冷却材喪失その他の設計基準事故時に原子炉停止系統を自動的に作動させ，かつ，発電用原子炉内の燃料体の破損又は発電用原子炉の炉心（以下単に「炉心」という。）の損傷による多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に，工学的安全施設を自動的に作動させる装置をいう。以下同じ。），非常用炉心冷却設備（原子炉圧力容

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の解釈

２

第２項第６号に規定する「工学的安全施設」とは，日本電気協会「原子力発電所工学的安全施設及びその関連施設の範囲を定める規程」（JEAC4605-2004）に規定する「工学的安全施設及びその関連施設」をいう。
（「安全設
計分野及び放射線管理分野における日本電気協会規格に関する技術評価書（平成１７年
１２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤
機構取りまとめ）」）

３

第２項第９号に規定する「安全設備」のイ，
ハ，ニ及びホとは次の設備をいう。

イ 容器，配管，ポンプ等であって原子炉冷却材圧力バウンダリに属する設備

ハ 安全保護装置，非常用炉心冷却設備及び次の施設
・工学的安全施設（非常用炉心冷却設備，原
子炉格納容器及びその隔離弁を除く）
・原子炉隔離時冷却系（ＢＷＲ）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（ＢＷＲ）
・余熱除去系（ＰＷＲ）
・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）（ＢＷＲ）
・加圧器安全弁（開機能）（ＰＷＲ）
9-別 1-6

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
原子炉圧力容器内において発生した熱を除去する設備をいう。以下同じ。
）その他
非常時に原子炉の安全を確保するために必要な設備及びそれらの附属設備

ニ 原子炉格納容器及びその隔離弁
ホ 非常用電源設備及びその附属設備

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
・制御室非常用換気空調系
・格納容器エリアモニタ（事故時）（ＰＷＲ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（事故時）（Ｂ
ＷＲ）

ニ 原子炉建屋（ＢＷＲ），アニュラス（ＰＷＲ）を含む
ホ イ（一次冷却材ポンプを除く），ロ（制御棒駆動装置を除く），ハ及びニに規定する設備に対してその機能を確保するために電力を供給するもの

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器内において発生した熱を通常運転時において除去する発電用原子炉施設が設計
基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間にその機能を失った場合に原子炉圧力容器内において発生した熱を除去する設備をいう。以下同じ。
）その他非常時に発電用原子炉の安全性を確保するために必要な設備及びそれらの附属設備
ニ 原子炉格納容器及びその隔離弁
ホ 非常用電源設備及びその附属設備

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の解釈
・原子炉制御室非常用換気空調系
・格納容器エリアモニタ（設計基準事故時）（ＰＷＲ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（設計基準事
故時）
（ＢＷＲ）

ニ 原子炉建屋（ＢＷＲ），アニュラス（ＰＷＲ）を含む
ホ イ（一次冷却材ポンプを除く），ロ（制御棒駆動装置を除く），ハ及びニに規定する設備に対してその機能を確保するために電力を供給するもの

十 「設計基準事故対処設備」とは，設置許可基
準規則第二条第二項第十三号に規定する設計基準事故対処設備をいう。

九 「管理区域」とは，原子力発電所内の場所であって，その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する線量を超え，空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。以下同じ。
）の濃度が別に告示する濃度を超え，又は放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるものをいう。
十 「周辺監視区域」とは，管理区域の周辺の区域であって，当該区域の外側のいかなる場所においてもその場所における線量が別に告示する線量限度を超えるおそれがないものをいう。

十一 「重大事故等対処設備」とは，設置許可基
準規則第二条第二項第十四号に規定する重大事故等対処設備をいう。
十二 「重大事故防止設備」とは，設置許可基準
規則第二条第二項第十五号に規定する重大事故防止設備をいう。
十三 「重大事故緩和設備」とは，設置許可基準
規則第二条第二項第十六号に規定する重大事故緩和設備をいう。
十四 「管理区域」とは，実用炉規則第二条第二項第四号に規定する管理区域をいう。

十五 「周辺監視区域」とは，実用炉規則第二条
第二項第六号に規定する周辺監視区域をいう。

十六 「燃料材」とは，設置許可基準規則第二条
第二項第二十二号に規定する燃料材をいう。
十七 「燃料被覆材」とは，設置許可基準規則第二条第二項第二十三号に規定する燃料被覆材をいう。
9-別 1-7

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

十二 「燃料許容損傷限界」とは，燃料被覆材の損傷の程度であって，安全設計上許容される範囲内でかつ原子炉を安全に運転することができる限界をいう。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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十八 「燃料要素」とは，設置許可基準規則第二条第二項第二十四号に規定する燃料要素をいう。
５ 第１２号に規定する「燃料許容損傷限界」に 十九 「燃料要素の許容損傷限界」とは，設置許関する判断基準は，「発電用軽水型原子炉施可基準規則第二条第二項第二十五号に規設の安全評価に関する審査指針（平成２年８定する燃料要素の許容損傷限界をいう。
月３０日原子力安全委員会）」の「４．１運
転時の異常な過渡変化」によること。

十三 「反応度価値」とは，制御棒の挿入若しくはその引抜き，又は液体制御材の注入等による原子炉の反応度の変化量をいう。

二十 「反応度価値」とは，設置許可基準規則第二条第二項第二十八号に規定する反応度価値をいう。

十四 「制御棒の最大反応度価値」とは，原子炉が臨界（臨界近傍を含む。
）にある場合において，制御棒を一本引き抜くことにより炉心に生ずる反応度価値の最大値をいう。

二十一 「制御棒の最大反応度価値」とは，設置許可基準規則第二条第二項第二十九号に規定する制御棒の最大反応度価値をいう。

十五 「反応度添加率」とは，制御棒の引抜き等により炉心に添加される単位時間当たりの反応度の量をいう。
三 「一次冷却材」とは，炉心において発生した熱を原子炉から直接に取り出すことを主たる目的とする流体をいう。

二十二 「反応度添加率」とは，設置許可基準規則第二条第二項第三十号に規定する反応度添加率をいう。
二十三 「一次冷却材」とは，設置許可基準規則
第二条第二項第三十一号に規定する一次冷却材をいう。

四 「二次冷却材」とは，一次冷却材の熱を熱交換器により取り出すための流体であって，タービンを駆動させることを主たる目的とす
るものをいう。
五 「一次冷却系統」とは，一次冷却材が循環する回路をいう。

二十四 「二次冷却材」とは，設置許可基準規則
第二条第二項第三十二号に規定する二次冷却材をいう。

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の解釈

備考

４ 第２項第１９号に規定する「燃料要素の許容損傷限界」に関する判断基準は，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）」の「４．１運転時の異常な過渡変化」
によること。

二十五 「一次冷却系統」とは，設置許可基準規則第二条第二項第三十三号に規定する一次冷却系統をいう。
二十六 「最終ヒートシンク」とは，設置許可基
準規則第二条第二項第三十四号に規定する最終ヒートシンクをいう。

十一 「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは，一次冷却系統に係る施設の損壊等に伴い自動的に弁が閉鎖されることにより圧力障壁となる部分をいう。

４ 第１１号に規定する「原子炉冷却材圧力バウ 二十七 「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは，
ンダリ」は，日本電気協会「原子炉冷却材圧
設置許可基準規則第二条第二項第三十五号に規定する原子炉冷却材圧力バウ
力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリのンダリをいう。
範囲を定める規程」（JEAC4602-2004）によること。
（「安全設計分野及び放射線管理分野における日本電気協会規格に関する技術評価書（平成１７年１２月）」）

５ 第２項第２７号に規定する「原子炉冷却材圧 追加要求
力バウンダリ」とは，原子炉の通常運転時に原子炉冷却材 (ＰＷＲにおいては一次冷却材)を内包して原子炉と同じ圧力条件となり，異常状態において圧力障壁を形成するもので，それが破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲の施設をいう。原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの範囲は次のとおりとする。
(a)原子炉圧力容器及びその附属物（本体に直接付けられるもの，制御棒駆動機構ハウジング等）(b)原子炉冷却材系を構成する機器及び配管。ただし，ＰＷＲにおいては一次冷却材ポンプ，蒸気発生器の水室・管板・管，9-別 1-8

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈
加圧器，一次冷却系配管，弁等をいい，また，ＢＷＲにおいては，主蒸気管及び給水管のうち原子炉側からみて第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
(c)接続配管ⅰ)通常時開，事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
ⅱ)通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉，事故時閉となる弁を有する
ものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
ⅲ)通常時閉，事故時閉となる弁を有するもののうち，ⅱ）以外のものは，原子炉側からみて，第１隔離弁を含むまでの範囲とする。
ⅳ)通常時閉，原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等もⅰ)に準ずる。
ⅴ)上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

二十 「原子炉格納容器」とは，容器内の機械器
具から放出される放射性物質等の有害な物質の漏えいを防止するために設けられる容器をいう。
二十一 「コンクリート製原子炉格納容器」とは，原子炉格納容器であって，鋼板で内張りされたコンクリート部を有するものをいう。
二十二 「コンクリート部」とは，コンクリート
製原子炉格納容器のうち鉄筋コンクリ
ート構造又はプレストレストコンクリ
ート構造の部分をいう。
二十三 「鋼製内張り部等」とは，コンクリート
製原子炉格納容器内の機械器具から放出される放射性物質等の有害な物質の漏えいを防止するためにコンクリート
部に内張りされている鋼板（以下「ライナプレート」という。
），胴と底部のライナプレートを接続する鋼板（以下「ナックル」という。
），貫通部スリーブ及びコンクリート部への定着金具をいう。
十六 「クラス１容器」，「クラス１管」，「クラス
１ポンプ」又は「クラス１弁」（以下「ク
ラス１機器」という。
）とは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器をいう。

二十八 「原子炉格納容器」とは，設置許可基準
規則第二条第二項第三十六号に規定する原子炉格納容器をいう。
二十九 「コンクリート製原子炉格納容器」とは，原子炉格納容器であって，鋼板で内張りされたコンクリート部を有するものをいう。
三十 「コンクリート部」とは，コンクリート製
原子炉格納容器のうち鉄筋コンクリート
構造又はプレストレストコンクリート構
造の部分をいう。
三十一 「鋼製内張り部等」とは，コンクリート
製原子炉格納容器内の機械又は器具から放出される放射性物質の漏えいを防止するためにコンクリート部に内張りされている鋼板（以下「ライナプレート」という。），胴と底部のライナプレートを接続する鋼板（以下「ナックル」という。
），貫通部スリーブ及びコンクリート
部への定着金具をいう。
三十二 「クラス１容器」，「クラス１管」，「クラス１ポンプ」又は「クラス１弁」とは，それぞれ原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する容器，管，ポンプ又は弁をい
9-別 1-9

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈う。
十七 「クラス２容器」，「クラス２管」，「クラス
２ポンプ」又は「クラス２弁」（以下「クラス２機器」という。
）とは，次に掲げる機器をいう。

三十三 「クラス２容器」，「クラス２管」，「クラス２ポンプ」又は「クラス２弁」とは，それぞれ次に掲げる機器（設計基準対象施設に属するものに限る。
）に該当する
容器，管，ポンプ又は弁をいう。

イ 原子炉を安全に停止するため又は非常時に安全を確保するために必要な設備であって，その故障，損壊等により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器（放射線管理設備に属するダクトにあっては，原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る。
）。

イ 設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，発電用原子炉を安全に停止するため又は発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な設備であって，その損壊又は故障
その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器（放射線管理施設又は原子炉格
納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトにあっては，原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る。
）
ロ 蒸気タービンを駆動させることを主たる目的とする流体（蒸気及び給水をいう。）
が循環する回路に係る設備に属する機器であって，クラス１機器（クラス１容器，
クラス１管，クラス１ポンプ又はクラス１弁をいう。以下同じ。）の下流側に位置する蒸気系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの及びクラス
１機器の上流側に位置する給水系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め
弁までのものハ イ及びロに掲げる機器以外の機器であって，原子炉格納容器の貫通部から内側隔離
弁又は外側隔離弁までのもの

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

ハ イ及びロに掲げる機器以外の機器であって，原子炉格納容器の貫通部から内側隔離
弁又は外側隔離弁までのもの。
十八 「クラス３容器」又は「クラス３管」（以下「クラス３機器」という。
）とは，クラス
１機器，クラス２機器，原子炉格納容器及び放射線管理設備に属するダクト以外の容器又は管（内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチ
メートル（流体が液体の場合にあっては，
三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上の管又は最高使用圧力が零メガパ
スカルを超える管に限る。
）をいう。

三十四 「クラス３容器」又は「クラス３管」とは，それぞれクラス１機器，クラス２機器（クラス２容器，クラス２管，クラス
２ポンプ又はクラス２弁をいう。以下同じ。
），原子炉格納容器及び放射線管理施
設若しくは原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。
）に属するダクト以外の設計基準対象施設に属する容器又は管（内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメー
トル（流体が液体の場合にあっては，三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上の管又は最高使用圧力が零メガ
9-別 1-10

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

パスカルを超える管に限る。
）をいう。

十九 「クラス４管」とは，放射線管理設備に属するダクトであって，内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立
方センチメートル以上のもの（クラス２管に属する部分を除く。
）をいう。

二十四 「クラス１支持構造物」，「クラス２支持構造物」又は「原子炉格納容器支持構造
物」とは，それぞれクラス１機器，クラス２機器又は原子炉格納容器を支持する構造物をいう。

６ 「炉心支持構造物」とは，原子炉圧力容器の内部において燃料集合体を直接に支持するか又は拘束する部材をいう。

三十五 「クラス４管」とは，放射線管理施設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトであって，内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル以上のもの（クラス２管に属する部分を
除く。
）をいう。
三十六 「クラス１支持構造物」，「クラス２支持構造物」又は「原子炉格納容器支持構造
物」とは，それぞれクラス１機器，クラス２機器又は原子炉格納容器を支持する構造物をいう。
三十七 「重大事故等クラス１容器」，「重大事故等クラス１管」，「重大事故等クラス１ポ
ンプ」又は「重大事故等クラス１弁」とは，それぞれ重大事故等対処設備に属する容器，管，ポンプ又は弁（特定重大事
故等対処施設に属するものに限る。
）をいう。
三十八 「重大事故等クラス２容器」，「重大事故等クラス２管」，「重大事故等クラス２ポンプ」又は「重大事故等クラス２弁」とは，それぞれ重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。
）と接続するものにあっては，当該可搬型重大事故等対処設
備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管，弁，ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故
等対処設備」という。
）に属する容器，
管，ポンプ又は弁（特定重大事故等対処施設に属するものを除く。
）をいう。
三十九 「重大事故等クラス３容器」，「重大事故等クラス３管」，「重大事故等クラス３ポンプ」又は「重大事故等クラス３弁」とは，それぞれ可搬型重大事故等対処設備に属する容器，管，ポンプ又は弁をいう。
四十 「重大事故等クラス１支持構造物」とは，重大事故等クラス１機器（重大事故等クラス１容器，重大事故等クラス１管，重大事
故等クラス１ポンプ又は重大事故等クラス１弁をいう。以下同じ。
）を支持する構造物をいう。
9-別 1-11

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈四十一 「重大事故等クラス２支持構造物」とは，重大事故等クラス２機器（重大事故等ク
ラス２容器，重大事故等クラス２管，重大事故等クラス２ポンプ又は重大事故
等クラス２弁をいう。以下同じ。
）を支持する構造物をいう。
三十四 「最高使用圧力」とは，対象とする機器 ７ 第３４号，第３５号及び第３６号に規定する 四十二 「最高使用圧力」とは，設置許可基準規又は炉心支持構造物がその主たる機能「その主たる機能を満たすべき運転状態」と則第二条第二項第三十八号に規定するを果たすべき運転状態において受けるは，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
最高使用圧力をいう。
最高の圧力以上の圧力であって，設計上計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版を定めるものをいう。
含む））（JSME S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格 2005(2007)」という。
）GNR-2110
三十五 「最高使用温度」とは，対象とする機器，及び同解説に規定される「供用状態」をいう。 四十三 「最高使用温度」とは，設置許可基準規支持構造物又は炉心支持構造物がその則第二条第二項第三十九号に規定する（日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
主たる機能を果たすべき運転状態にお最高使用温度をいう。
計・建設規格」（2007 年追補版）並びに【事いて生じる最高の温度以上の温度であ
例規格】「設計・建設規格 2005 年版「管の設って，設計上定めるものをいう。
計」（管継手，フランジ）の JIS 規格年度の三十六 「最低使用温度」とは，対象とする機器，
読替規定（NC-CC-003）」及び【事例規格】「設 四十四 「最低使用温度」とは，対象とする機器， ６支持構造物又は炉心支持構造物がその支持構造物又は炉心支持構造物がその計・建設規格 2005 年版付録材料図表 JIS 規
主たる機能を果たすべき運転状態又は主たる機能を果たすべき運転状態又は格年度の読替規定（NC-CC-004）」に関する技
試験状態において生ずる最低の温度以試験状態において生ずる最低の温度以術評価書（平成２０年１０月））（以下「設計・
下の温度であって，設計上定めるものを下の温度であって，設計上定めるものを
建設規格 2007 技術評価書」という。
）
いう。
いう。

7

第２項第４４号に規定する「その主たる機能を果たすべき運転状態」とは，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版を含む。））（JSME
S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格
2005(2007)」という。
）GNR-2110 又は日本機
械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設
規格（2012 年版）（JSME S NC1-2012）」（以
下 「「 設計・ 建設規 格 2012 」」という 。）
GNR-2110 及び同解説に規定される「供用状態」をいう。
（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（2007 年追補版）
並びに【事例規格】「設計・建設規格 2005 年
版「管の設計」（管継手，フランジ）の JIS
規格年度の読替規定（NC-CC-003）
」及び【事
例規格】
「設計・建設規格 2005 年版付録材料
図表 JIS 規格年度の読替規定（NC-CC-004）」
に関する技術評価書」（平成２０年１０月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ）（以下「「設計・建設規格 2007 技術評価書」」という。
）及び「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2012年版）」（JSME S NC1-2012）に関する技術評
価書」（原規技発第 1408062 号（平成２６年
８月６日原子力規制委員会決定。以下「「設計・建設規格 2012 技術評価書」」という。））
第２項第４４号に規定する「炉心支持構造物」とは，原子炉圧力容器の内部において燃料集合体を直接に支持するか又は拘束する部材をいう。
9-別 1-12

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
二十五 「運転状態Ⅰ」とは，原子炉施設の通常
運転時の状態をいう。
二十六 「運転状態Ⅱ」とは，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅲ，運転状態Ⅳ及び試験状態以外の状態をいう。

二十七 「運転状態Ⅲ」とは，原子炉施設の故障，誤作動等により原子炉の運転の停止が緊急に必要とされる状態をいう。

二十八 「運転状態Ⅳ」とは，原子炉施設の安全設計上想定される異常な事態が生じている状態をいう。

三十七 「機械的荷重」とは，自重，管又は支持構造物からの反力その他付加荷重のうち地震荷重を除くものであって，設計上定めるものをいう。
三十 「荷重状態Ⅰ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰ （積雪時及び暴風時を除く。
）において想定される荷重を受ける状態をいう。
三十一 「荷重状態Ⅱ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が次に掲げるいずれかの状態において想定される荷重を受ける状態をいう。
イ 逃がし安全弁作動時の状態（積雪時及び暴風時を除く。
）
ロ 原子炉格納容器耐圧試験時の状態（積雪時及び暴風時を除く。
）
ハ 運転状態Ⅰにおける積雪時の状態（暴風時を除く。）
三十二 「荷重状態Ⅲ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰにおける暴風時の状態又は運転状態Ⅳにおける荷重状態Ⅳ以外の状態をいう。
三十三 「荷重状態Ⅳ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅳ（積雪時又は暴風時を含む。
）において原子炉格納容器の安全上想定される異常な事態が生じている状態をいう。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

四十五 「運転状態Ⅰ」とは，発電用原子炉施設の通常運転時の状態をいう。
四十六 「運転状態Ⅱ」とは，設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，運転状態Ⅰ，
運転状態Ⅲ，運転状態Ⅳ及び試験状態以外の状態をいう。
四十七 「運転状態Ⅲ」とは，設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，発電用原子炉施設の故障，誤作動その他の異常により発電用原子炉の運転の停止が緊急に必要とされる状態をいう。
四十八 「運転状態Ⅳ」とは，設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，発電用原子炉
施設の安全設計上想定される異常な事態が生じている状態をいう。
四十九 「機械的荷重」とは，自重，管又は支持構造物からの反力その他附加荷重のうち地震荷重を除くものであって，設計上定めるものをいう。
五十 「荷重状態Ⅰ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰ（積雪時及び暴風時を除く。
）において想定される荷重を受ける状態をいう。
五十一 「荷重状態Ⅱ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が次に掲げるいずれかの状態において想定される荷重を受ける状態をいう。
イ 逃がし安全弁作動時の状態（積雪時及び暴風時を除く。
）
ロ 原子炉格納容器耐圧試験時の状態（積雪時及び暴風時を除く。
）
ハ 運転状態Ⅰにおける積雪時の状態（暴風時を除く。
）
五十二 「荷重状態Ⅲ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰにおける暴風時の状態又は運転状態Ⅳにおける荷重状態Ⅳ以外の状態をいう。
五十三 「荷重状態Ⅳ」とは，コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅳ（積雪時又は暴風時を含む。
）において原子炉格納容器の安全上想定される異常な事態が生じている状態をいう。

9-別 1-13

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
二十九 「試験状態」とは，耐圧試験により原子炉施設に最高使用圧力を超える圧力が加えられている状態をいう。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

五十四 「試験状態」とは，耐圧試験により発電用原子炉施設に最高使用圧力を超える
圧力が加えられている状態をいう。

9-別 1-14

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（特殊な設計による施設）
第三条
特別の理由により原子力規制委員会及び経済 １ 本省令の規定によらない場合又は本解釈に産業大臣の認可を受けた場合は，この省令の規照らして同等性の判断が困難な場合について定によらないで原子炉及び蒸気タービン並びは，第３条によること。
にこれらの附属設備を施設することができる。

（特殊な設計による発電用原子炉施設）
第三条
特別の理由により原子力規制委員会の認可を受けた場合は，この規則の規定によらないで発電用原子炉施設を施設することができる。

１

技術基準規則の規定によらない場合又は本解釈に照らして同等性の判断が困難な場合については，第３条によること。

追加要求なし２

２

２

第２項の規定により申請する場合の申請書の様式及び添付図面は，様式１のとおりである。

追加要求なし

前項の認可を受けようとする者は，その理由
および施設方法を記載した申請書に関係図面を添付して申請しなければならない。

２ 第２項の規定により申請する場合の申請書の様式及び添付図面は，次のとおりである。

前項の認可を受けようとする者は，その理由
及び施設方法を記載した申請書に関係図面を添付して申請しなければならない。

9-別 1-15

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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第二章 設計基準対象施設（設計基準対象施設の地盤）第四条
設計基準対象施設は，設置許可基準規則第三条第一項の地震力が作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支持することができる地盤に施設しなければならない。

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の解釈

１

備考

第４条の規定は，実用発電用原子炉及びその 追加要求
附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号。以下「設置許可基準規則」という。）
第３条第１項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，設計基準対象施設について，自重や運転時の荷重等に加え，設置許可基準規則第３条第１項の地震力（耐震重要度分類（実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第 1306193 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））の第４条の解釈中２に規定する耐震重要度分類をいう。以下同じ。）の各クラスに応じて設置許可基準規則第４条第２項の規定により算定する地震力（設置許可基準規則第３条
第１項に規定する耐震重要施設にあっては，
基準地震動による地震力（設置許可基準規則
第４条第３項に規定する基準地震動による地震力をいう。以下同じ。
）を含む。）をいう。）
が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有することをいう。

9-別 1-16

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（耐震性）（地震による損傷の防止）
第五条
第五条
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却 １ 耐震性の評価については，施設の重要度に応設計基準対象施設は，これに作用する地震力
材により駆動される蒸気タービン及びその附（設置許可基準規則第四条第二項の規定によじて適用される地震力に対し，地震時にも敷属設備は，これらに作用する地震力による損壊り算定する地震力をいう。）による損壊により地周辺の公衆に放射線の影響を与えないとにより公衆に放射線障害を及ぼさないように
公衆に放射線障害を及ぼさないように施設しの観点から，① 地震による事故発生の防止
施設しなければならない。
なければならない。
② 原子炉の安全停止③ 炉心崩壊熱の除去④ 事故時に必要な設備の健全性の保持等に必要な設備の機能維持又は構造強度の確保を解析等により確認すること。
２ 前項の地震力は，原子炉施設ならびに一次冷却材により駆動される蒸気タービンお２ 原子力安全委員会「発電用原子炉施設に関す
よびその附属設備の構造ならびにこれらる耐震設計審査指針（平成１８年９月１９日が損壊した場合における災害の程度に応
原子力安全委員会決定）」（以下「新耐震設計
じて，基礎地盤の状況，その地方における審査指針」という。
）に適合すること。具体
過去の地震記録に基づく震害の程度，地震的な評価手法については，「「発電用原子炉施活動の状況等を基礎として求めなければ設に関する耐震設計審査指針」（平成１８年ならない。
９月１９日原子力安全委員会決定）に照らした「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」第５条への適合性に関する審査要領（内規）」（平成 ２０年４月２３日付け平
成 20・04・21 原院第 3 号）によること。なお，原子力安全委員会「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（昭和５３年９月策定，昭和５６年７月一部改訂，平成１３年３月一部改訂）」（以下「旧耐震設計審査指針」という。）を適用して設置又は設置変更が許可された発電用原子力設備については，旧耐震設計審査指針に適合すること。具体的な評
価手法については，日本電気協会電気技術指針「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG4601-1987），同補「原子力発電所耐震
設計技術指針重要度分類・許容応力編」（JEAG4601-1984）及び「原子力発電所耐震
設計技術指針（追補版）」（JEAG4601-1991）
によること。また，新耐震設計審査指針又は旧耐震設計審査指針のいずれも適用せず設
置又は設置変更が許可された発電用原子力設備については，重要な建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性が評価され，その結果に基づいて，資源エネルギー庁がとりまとめた「指針策定前の原子力発電所の耐震安全性（平成７年９月）」において旧耐震設計審
査指針の考え方に照らしても耐震安全性が確保されていると判断されていること。

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の解釈

備考

１ 第１項の規定は，設置許可基準規則第４条第 追加要求
１項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，設計基準対象施設が，設置許可基準規則第４条第２項の地震力に対し，施設の機能を維持していること又は構造強度を確保していることをいう。

9-別 1-17

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３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

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の解釈

２ 耐震重要施設（設置許可基準規則第三条第一項に規定する耐震重要施設をいう。以下同じ。
）は，基準地震動による地震力（設置許可基準規則第四条第三項に規定する基準地
震動による地震力をいう。以下同じ。
）に対してその安全性が損なわれるおそれがない
ように施設しなければならない。

２

第２項の規定は，設置許可基準規則第４条第 追加要求
３項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，耐震重要施設が，設置許可基準規則第４条第３項の基準地震動による地震力に対し，施設の機能を維持していること又は構造強度を確保していることをいう。

３

動的機器に対する「施設の機能を維持していること」とは、基準地震動による応答に対して、当該機器に要求される機能を保持することをいう。具体的には、当該機器の構造、動作原理等を考慮した評価を行うこと、既往研究で機能維持の確認がなされた機能確認済
加速度等を超えていないことを確認するこ
とをいう。

備考

非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設
備に係るろ過装置の耐震性については，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）（平成 20・02・12 原院第 5 号）によること。

３

耐震重要施設が設置許可基準規則第四条第４ 第３項の規定は，設置許可基準規則第４条第三項の地震により生ずる斜面の崩壊により４項の規定に基づき設置許可で確認した設
その安全性が損なわれるおそれがないよう，
計方針に基づき，設置許可基準規則第４条第防護措置その他の適切な措置を講じなけれ
３項の地震により斜面の崩壊が生じるおそばならない。
れがある場合には，耐震重要施設の安全性を損なわないよう，敷地内土木工作物による斜面の保持等の措置を講じること及びその機能を維持していることをいう。

追加要求

４

炉心内の燃料被覆材は，基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがないように施設しなければならない。

追加要求

５ 第４項に規定する「基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがない」とは，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に生じるそれ
ぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件により塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，放射性物質の閉じ込めの機能に影響を及
ぼさないことをいう。

9-別 1-18

平成 31 年 9 月 30 日までに実施。

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（津波による損傷の防止）（津波による損傷の防止）
第五条の二
第六条
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却 １ 第１項に規定する「適切な措置を講じなけれ
設計基準対象施設が基準津波（設置許可基準 １ 第６条の規定は，設置許可基準規則第５条の材により駆動される蒸気タービン及びその附規則第五条に規定する基準津波をいう。以下同ばならない」とは，供用中における運転管理規定に基づき設置許可で確認した設計方針
属設備が，想定される津波により原子炉の安全
じ。）によりその安全性が損なわれるおそれが等の運用上の措置を含む。
に基づき，基準津波（設置許可基準規則第５性を損なわないよう，防護措置その他の適切なないよう，防護措置その他の適切な措置を講じ条に規定する基準津波をいう。以下同じ。）
措置を講じなければならない。
なければならない。
により設計基準対象施設の安全性を損なわないよう，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設置等の措置を講じていること並びにそれらの機能を維持していることをいう。
２ 津波によって交流電源を供給する全ての設 ２ 第２項に規定する「直ちに」とは，「交流電
備，海水を使用して原子炉施設を冷却する全源を供給する全ての設備，海水を使用して原ての設備及び使用済燃料貯蔵槽を冷却する
子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済
全ての設備の機能が喪失した場合において燃料貯蔵槽を冷却する全ての設備」の機能がも直ちにその機能を復旧できるよう，その機失われている状態においても炉心及び使用能を代替する設備の確保その他の適切な措
済燃料貯蔵槽にある燃料に損傷が生じない
置を講じなければならない。
期間をいう。
３ 第２項に規定する「その機能を代替する設備の確保その他の適切な措置」とは，次の各号に掲げる設備等による措置をいう。
（１） 交流電源を供給する全ての設備の機能が喪失した場合にあっては，原子炉の冷却維持に係る計測制御装置等に必要な電源容量が代替発電装置（移動式を含む。
）等から給電可能なように，同発電装置等から受電盤等接続箇所までの電源ケーブルの配備等により機動的な復旧対策が講じられるよう設備すること。
（２） 海水を使用して原子炉施設を冷却する全ての設備の機能が喪失した場合にあっては，必要な水量が確保可能な水源から原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去できる設備（ただし，ＢＷＲについては原子炉隔離時冷却系又は隔離時復水器系，ＰＷＲについてはタービン駆動補助
給水系に限る。以下「冷却設備等」という。
）
までの供給ルートの確保，代替ポンプによる冷却設備等への給水又は海水冷却系統の予備電動機の配備等により機動的な復旧対策が講じられるよう設備すること。
（３） 使用済燃料貯蔵槽を冷却する全ての設備の機能が喪失した場合にあっては，必要な水量が確保可能な水源から使用済燃料貯蔵槽までの供給ルートの確保，代替ポンプによる使用済燃料貯蔵槽への給水等により機動的な復旧対策が講じられるよう設備すること。
9-別 1-19

備考

追加要求

追加要求なし当該要求は「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」の第６３条，第６９条及び第７２条等に記載されている。

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省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

（防護措置等）第四条
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却 １
材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備が想定される自然現象（地すべり，断層，
なだれ，洪水，高潮，基礎地盤の不同沈下等を ２いう。ただし，地震及び津波を除く。）により原子炉の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。

２

周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄道，道路等がある場合において，事業所における火災又は爆発事故，危険物を搭載した車両等の事故等により原子炉の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。

３

航空機の墜落により原子炉の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。

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（外部からの衝撃による損傷の防止）
第七条第１項に規定する「適切な措置を講じなけれ
設計基準対象施設が想定される自然現象（地震及び津波を除く。）によりその安全性を損なばならない」とは，供用中における運転管理
うおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の等の運用上の措置を含む。
改良その他の適切な措置を講じなければなら第１項に規定する「想定される自然現象」にない。
は，台風，雪害を含む。

３ 第２項に規定する「適切な措置を講じなけれ ２ 周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄ばならない」には，対象とする発生源から一道，道路その他の外部からの衝撃が発生する
おそれがある要因がある場合には，事業所に定の距離を置くことを含む。
おける火災又は爆発事故，危険物を搭載した車両，船舶又は航空機の事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
４ 第３項の航空機落下については，「実用発電 ３ 航空機の墜落により発電用原子炉施設の安
全性を損なうおそれがある場合は，防護措置
用原子炉施設への航空機落下確率の評価基
その他の適切な措置を講じなければならな準について」（平成１４・０７・２９原院第い。
４号）に基づいて確認すること。この場合において，設置許可申請時の航路に変更がない
ことにより確認すること。

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の解釈

１ 第１項に規定する「想定される自然現象」には，台風，竜巻，降水，積雪，凍結，落雷，
火山事象，生物学的事象，森林火災等を含む 。
２ 第１項に規定する「適切な措置を講じなければならない」とは，供用中における運転管理等の運用上の措置を含む。

３ 第２項に規定する「事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）」には，ダムの崩壊，船舶の衝突，電磁的障害等の敷地及び敷地周辺の状況から生じうる事故を含む。
４ 第２項に規定する「適切な措置を講じなければならない」には，対象とする発生源から一定の距離を置くことを含む。
５ 第３項の航空機の墜落については，「実用発
電用原子炉施設への航空機落下確率の評価
基準について」（平成２１・０６・２５原院第１号。平成２１年６月３０日原子力安全・保安院制定））に基づいて確認すること。この場合において，設置許可申請時の航路に変
更がないことにより確認すること。

9-別 1-20

備考

追加要求
旧安全設計審査指針の指針２で「自然現象に対する設計
上の配慮」が要求されており，東海第二発電所では，台風，
降水，積雪，凍結，落雷，高潮，生物学的事象を考慮している。
追加要求

追加要求なしただし，解釈における「実用発電用原子炉施設への航空機
落下確率の評価基準について」が改正されている。

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考（さく等の施設）（立ち入りの防止）
第七条
第八条
原子力発電所には，人がみだりに管理区域内 １ 第７条に規定する「みだりに」とは，不注意
工場等には，人がみだりに管理区域内に立ち １ 第１項及び第３項に規定する「みだりに」と 追加要求なしに立ち入らないように壁，さく，へい等を設け，入らないように壁，柵，塀その他の人の侵入をは，不注意又は知らずに容易に立ち入ること又は知らずに容易に立ち入ることをいう。
かつ，管理区域である旨を表示しなければなら防止するための設備を設け，かつ，管理区域でをいう。
ある旨を表示しなければならない。
ない。
２ 「工場等」とは，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則第７条第１項第２号に規定する「工場又は事業所」のことをいう。
２ 原子力発電所には，保全区域（原子炉施設の保全のために特に管理を必要とする場所であって，管理区域以外のものをいう。以下同じ。
）と管理区域以外の場所との境界には他の場所と区別するためさく，へい等を設ける
か，または保全区域である旨を表示しなければならない。
３ 原子力発電所には，業務上立ち入る者以外の ２者がみだりに周辺監視区域内に立ち入ることを制限するためさく，へい等を設けるか，また周辺監視区域である旨を表示しなければならない。ただし，当該区域に人が立ち入るおそれがないことが明らかな場合は，この限りでない。

２ 保全区域（実用炉規則第二条第二項第五号に規定する保全区域をいう。以下この項において同じ。）と管理区域以外の場所との境界には，他の場所と区別するため，柵，塀その他の保全区域を明らかにするための設備を設けるか，又は保全区域である旨を表示しなけ
ればならない。
第３項に規定する「当該区域に人が立ち入る ３ 工場等には，業務上立ち入る者以外の者がみ
おそれがないことが明らかな場合」とは，河だりに周辺監視区域内に立ち入ることを制
川，沼，湖，海，断崖等で当該区域の境界が限するため，柵，塀その他の人の侵入を防止するための設備を設けるか，又は周辺監視区設定されているような場合であって，当該区域である旨を表示しなければならない。ただ域に人が立ち入るおそれがないことが明らし，当該区域に人が立ち入るおそれがないこ
かな場合をいう。
とが明らかな場合は，この限りでない。

追加要求なし３

第３項に規定する「当該区域に人が立ち入る
おそれがないことが明らかな場合」とは，河川，沼，湖，海，断崖等で当該区域の境界が設定されているような場合であって，当該区域に人が立ち入るおそれがないことが明らかな場合をいう。

9-別 1-21

追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防
止）
第七条の二
第九条
原子力発電所には，安全設備が設置されてい １ 第７条の２に規定する「適切な侵入防止措
工場等には，発電用原子炉施設への人の不法 １ 第９条に規定する「適切な措置」には，工場等内の人による核物質の不法な移動又は妨る施設に人が不法に侵入することを防止する
な侵入，発電用原子炉施設に不正に爆発性又は置」とは，さく等の障壁による区画，出入口ため，適切な侵入防止措置を講じなければなら
易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又害破壊行為，郵便物などによる工場等外からの常時管理設備の施設をいう。
ない。
は他の物件を損傷するおそれがある物件が持の爆破物又は有害物質の持ち込み及びサイ
ち込まれること及び不正アクセス行為（不正アバーテロへの対策としての柵等の障壁によ
クセス行為の禁止等に関する法律（平成十一年
る区画，出入口の常時管理設備の施設等が含
法律第百二十八号）第二条第四項に規定する不まれる。
正アクセス行為をいう。以下第三十五条第五号において同じ。
）を防止するため，適切な措置を講じなければならない。

備考（不法侵入の防止）

9-別 1-22

追加要求技術基準規則の新旧比較表
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省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（急傾斜地の崩壊の防止）（急傾斜地の崩壊の防止）
第七条の三
第十条
急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する １ 第７条の３は，急傾斜地の崩壊による災害の急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和四十四年法律第五十七号）第三条第防止に関する法律（昭和４４年法律第５７
法律（昭和四十四年法律第五十七号）第三条第一項の規定により指定された急傾斜地崩壊危号）に基づき急傾斜地崩壊危険区域として指一項の規定により指定された急傾斜地崩壊危
険区域内に施設する電気工作物は，当該区域内
定された地域に電気工作物を施設する場合
険区域内に施設する設備は，当該区域内の急傾の急傾斜地（同法第二条第一項に規定するもの
斜地（同法第二条第一項に規定するものをいには，急傾斜地崩壊防止工事の技術基準(同をいう。）の崩壊を助長し，または誘発するおう。）の崩壊を助長し，又は誘発することがな
法施行令第３条)によること。
それがないように施設しなければならない。
いように施設しなければならない。

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の解釈

１

急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和４４年法律第５７号）に基づき急傾斜地崩壊危険区域として指定された地域に設備を施設する場合には，急傾斜地崩壊防止工事の技術基準(同法施行令第３条)によること。

9-別 1-23

備考

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省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（火災による損傷の防止）（火災による損傷の防止）
第四条の二
第十一条
原子炉施設又は蒸気タービン若しくはその １ 第４条の２に規定する「原子炉の安全性が損
設計基準対象施設が火災によりその安全性 １
附属設備には，火災により原子炉の安全性が損が損なわれないよう，次に掲げる措置を講じな
なわれることのないよう，次の各号に掲げる
なわれないよう，次の各号に掲げる措置を適切ければならない。
対策を適切に組み合わせた措置を講じなけに組み合わせた措置を講じなければならない。
ればならない」とは，火災の発生により，安全設備の機能が損なわれ，原子炉の停止機
能，除熱機能及び放射性物質の制御されない放出を防止する機能が損なわれないよう，原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」に規定される重要度に応じて措置を講じること。
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講じ ２ 第１項第１号（ホを除く。
）から第３号まで 一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ず
ること。
ること。
及び第２項に規定する措置とは，｢日本電気協会「原子力発電所の火災防護規程
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統(JEAC4626-2010)」の適用に当たって(別記－の漏えい防止その他の措置を講じること。
の漏えい防止その他の措置を講ずること。
２)｣によること。
（日本電気協会「原子力発ロ ケーブル，原子炉制御室その他原子炉の附
ロ 安全施設（設置許可基準規則第二条第二項
電所の火災防護規程（JEAC4626-2010）」に関
属設備にあっては，可燃性物質の量等に応第八号に規定する安全施設をいう。以下同する技術評価書（平成２３年２月））
じて，不燃材料又は難燃材料を使用するこじ。）には，不燃性材料又は難燃性材料をと。
使用すること。ただし，次に掲げる場合は，
この限りでない。

第１１条に規定する措置とは，別途定める「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第1306195 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））によること。

（１） 安全施設に使用する材料が，不燃性材料
又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。
）である場合（２） 安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合

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

２第１号ロ（２）に規定する「安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは，ポンプ，弁等の駆動部の潤滑油，機器躯体内部に設置される
電気配線，不燃材料の表面に塗布されるコー
ティング剤等，当該材料が発火した場合においても，他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。

ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。

9-別 1-24

備考

追加要求技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
ニ

水素の供給設備等にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても原子炉の安全性を損なわないよう施設すること。

ホ

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

二 火災の検出及び消火のため，次の措置を講じること。
イ 早期に消火を行える検出設備及び消火設備を施設すること。
ロ

イに定める検出設備及び消火設備は，火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その能力が損なわれることがないこと。
２ 前項第二号イに規定する検出設備及び消火設備は，故障，損壊，誤作動等により安全設備の機能を損なわないものでなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

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

３ 第１項第１号ホの規定については，以下によること。
・「放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，原子炉の安全性に影響を及
ぼすおそれがある場合」とは，水の放射線分解
によって原子炉で発生する水素が滞留，蓄積される可能性のある配管等の損傷により，原子炉の安全性に影響を及ぼすおそれがあることをいう。この場合において，水素燃焼によっても破断可能性が極めて小さい配管内容積（１～３０リットル程度）を有し，破断対策として元弁を閉じて破断部を隔離できる配管（計装系配管等）にあっては，原子炉の安全性に影響を及ぼすおそれが無いものとみなすことができる。
・「水素の蓄積を防止する措置」とは，社団法人
火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成１７年１０月）｣の本文のみならず，具体的な評価手法等を規定した解説によること。
（社団法人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成１７年１０月）に関する技術評価書（平成１７年１２月）」）「実用発電用原
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の ３ 第１号ホの規定については，
子炉及びその附属施設の火災防護に係る審急速な燃焼によって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には，水査基準」のほか，以下によること。
素の蓄積を防止する措置を講ずること。
・「放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合」とは，水の放射線
分解によって発電用原子炉で発生する水素が滞留，蓄積される可能性のある配管等の損傷により，発電用原子炉の安全性を損なうおそれがあることをいう。この場合において，水素燃焼によっても破断可能性が極めて小さい配管内
容積（１～３０リットル程度）を有し，破断対策として元弁を閉じて破断部を隔離できる配管（計装系配管等）にあっては，発電用原子炉の安全性を損なうおそれがないものとみなすことができる。
・「水素の蓄積を防止する措置」とは，「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン」（平成１７年１０月社団法人火力原子力発電技術協会）の本文のみならず，具体的な評価手法等を規定した解説によること。（「社団法人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン」に関する技術評価書」（平成１７年１２月原子力安全・保安院，
原子力安全基盤機構取りまとめ）
二 火災の感知及び消火のため，次に掲げるところにより，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び早期に消火を行う設備（以下「消火設備」という。）
を施設すること。
イ 火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その機能が損なわれることがないこと。
ロ

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

４

第２号ロの規定について，消火設備の損壊，
誤作動又は誤操作が起きた場合のほか，火災感知設備の損壊，誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても，発電用原子炉施設の安全性を損なわないものであること。
9-別 1-25

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
三 火災の影響を軽減するため，防火壁の設置その他の措置を講じること。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

三 火災の影響を軽減するため，耐火性能を有す
る壁の設置その他の延焼を防止するための措置その他の発電用原子炉施設の火災により発電用原子炉を停止する機能が損なわれることがないようにするための措置を講ずること。

9-別 1-26

備考

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（発電用原子炉施設内における溢水等による損
傷の防止）
第十二条
設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における溢水の発生によりその安全性を損なう
おそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。

２ 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その他の設備から放射性物質を含む液体があふ
れ出るおそれがある場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止するために必要な措置を講じなければならない。

備考

１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設内にお 追加要求
ける溢水の発生」とは，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作動，使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ），使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）等のスロッシングその他の事象により発生する溢水をいう。
２ 第１項に規定する「防護措置その他の適切な措置」とは，発電用原子炉施設内部で発生が想定される溢水に対し，運転状態にある場合
は原子炉を高温停止及び，引き続き低温停止
することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持できる措置をすること，また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる措置をいう。さらに，使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ）又は使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）においては，プール冷却機能
及びプールへの給水機能を維持できる措置をいう。
３ 第２項に規定する「容器，配管その他の設備」 追加要求には，次に掲げる設備を含む。
・ポンプ，弁
・使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ），使用済
燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）
・サイドバンカ貯蔵プール
・原子炉ウェル，機器貯蔵プール（ＢＷＲ）
・原子炉キャビティ（キャナルを含む。
）
（Ｐ
ＷＲ）

４

9-別 1-27

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（安全避難通路等）
第十三条
発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設しなければならない。
一 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路
二 照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明
三 設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及びその専用の電源

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の解釈

備考

追加要求

１

第３号に規定する「設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及びその専用の電源」は，昼夜，場所を問わず，発電用原子炉施設内で事故対策のための作業が生じた場合に，作業が可能となる照明及び電源を施設すること。なお，現場作業の緊急性との関連において，仮設照明（可搬型）の準備に時間的余裕がある場合には，仮設照明による対応を考慮してもよい。

9-別 1-28

ただし，一，二号については旧安全設計審査指針の指針
４６で要求されている。

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（安全設備）（安全設備）
第八条の二
第十四条
第二条第八号ハ及びホに掲げる安全設備は，当 １ 第１項に規定する「単一故障」は，短期間で第二条第二項第九号ハ及びホに掲げる安全設
該安全設備を構成する機械器具の単一故障（単一は動的機器の単一故障を，長期間では動的機 備は，当該安全設備を構成する機械又は器具の単の原因によって一つの機械器具が所定の安全機
一故障（設置許可基準規則第十二条第二項に規定
器の単一故障又は静的機器の想定される単能を失うことをいう。以下同じ。）が生じた場合
する単一故障をいう。以下同じ。）が発生した場
一故障のいずれかをいう。
であって，外部電源が利用できない場合において ２ 平成２年８月より前に原子炉設置許可を受合であって，外部電源が利用できない場合においも機能できるように，構成する機械器具の機能，けた原子炉にあっては，定期安全レビューに ても機能できるよう，構成する機械又は器具の機構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多おいて運転管理等とあいまって多重性又は性，及び独立性を有するように施設しなければな
多様性，及び独立性を有する施設と同等の機 様性を確保し，及び独立性を確保するよう，施設らない。
能維持が確認されており，運転管理等の対応 しなければならない。
がなされている場合には，「構成する機械器
具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性，及び独立性を有する」とみなすことができる。
２ 安全設備は，想定されているすべての環境条
２ 安全設備は，設計基準事故時及び当該事故に件においてその機能が発揮できるように施至るまでの間に想定される全ての環境条件
設しなければならない。
において，その機能を発揮することができる
よう，施設しなければならない。

３

第２項に規定する「想定されているすべての環境条件」とは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化及び事故時において，所定の機能を期待されている構築物，系統及び機器が，その間にさらされると考えられるすべての環境条件のことで，格納容器内の安全設備であれば通常運転からＬＯＣＡ時までの状態において考えられる圧力，温度，放射線，湿度をいう。また，「環境条件」には，冷却材の性状（冷却材中の破損物等の異物を含む）
が含まれる。この場合において，配管内円柱状構造物が流体振動により破損物として冷却材に流入することの評価に当たっては，日本機械学会「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針（JSME S012）」を適用すること。
４ 第２項について，安全設備のうち供用期間中
において中性子照射脆化の影響を受ける原
子炉圧力容器にあっては，「日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認
試験方法」（JEAC 4206-2007）の適用に当たって(別記－１１)」に掲げる，破壊じん性の要求を満足すること。
（日本電気協会規格「原子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 」（ JEAC
4201-2007）及び「原子力発電所用機器に対す る 破 壊 靭 性 の 確 認 試 験 方 法 」（ JEAC

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の解釈

１

第１項に規定する「単一故障」は，短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障又は静的機器の想定される単一故障のいずれかをいう。ここで， 短期間と長期間の境界は 24 時間を基本とし，例えば，ＰＷＲの非常用炉心冷却系及び格納容器
熱除去系の注入モードから再循環モードへの切り替え等のように，運転モードの切り替えを行う場合は，その時点を短期間と長期間の境界とする。

２

備考

追加要求

第２項の規定は，安全設備のほか，「発電用 追加要求
軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会）」において規定される安全機能を有する構築物，系統及び機器についても適用するものとする。
３ 第２項に規定する「想定される全ての環境条件」とは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，所定の機能を期待されている構築物，系統及び機器が，その間にさらされると考えられる全ての環境条件のことで，格納容器内の安全設備であれば通常運転からＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）時までの状態において考えられる圧力，
温度，放射線，湿度をいう。また，「環境条件」には，冷却材の性状（冷却材中の破損物等の異物を含む）が含まれる。なお，配管内
円柱状構造物が流体振動により破損物として冷却材に流入することの評価に当たっては，日本機械学会「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針（JSME S012）」を適用すること。
４ 第２項について，安全設備のうち供用期間中
において中性子照射脆化の影響を受ける原
子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認
試験方法（JEAC4206-2007）
」(以下「
「破壊靭
性の確認試験方法（JEAC 4206-2007）」」という。)の規定に「日本電気協会「原子力発電
所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法（JEAC 4206-2007）」の適用に当たって(別記－１)」の要件を付したものに掲げる，破壊
9-別 1-29

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
4206-2007）に関する技術評価書（平成２１年８月））

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

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の解釈
じん性の要求を満足すること。この場合において，監視試験を行うに当たっては，日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC
4201-2007）」（以下「「監視試験方法（JEAC
4201-2007）」」という。
），「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201-2007）[2010 年追補版 ] 」（ 以 下 「「 監 視 試 験 方 法 （ JEAC
4201-2007/2010）」」という。）及び「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201-2007）[2013 年追補版]」（以下「「監視試験方法（JEAC
4201-2007/2013）」」という。）の規定に「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201）」の適用に当たって(別記－６)」の要件を付したものによること。
（「日本電気協会規格「原子炉構造材の監視試験方法」（JEAC4201-2007）及び「原子力発
電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」（JEAC 4206-2007）に関する技術評価書」（平成２１年８月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ），「日本電気協会「 原 子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 (JEAC
4201-2007)[2010 年追補版]」に関する技術評価書」（平成２３年５月原子力安全・保安
院，原子力安全基盤機構取りまとめ）及び「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法(JEAC4201-2007)[2013 年追補版]」に関する技術評価書」（原規技発 1510073 号（平成２７年１０月７日原子力規制委員会決定）））

9-別 1-30

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈（原子炉施設）第八条
原子炉施設は，通常運転時において原子炉の反応度を安全かつ安定に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変化時においても原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。

（設計基準対象施設の機能）
第１５条（設計基準対象施設の機能）第十五条
設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに，発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するもの
でなければならない。
２ 原子炉施設（補助ボイラーを除く。
）は，そ １ 第２項に規定する「保守点検（試験及び検査 ２ 設計基準対象施設は，その健全性及び能力を １ 第２項に規定する「保守点検（試験及び検査の健全性及び能力を確認するために，原子炉確認するため，発電用原子炉の運転中又は停を含む。）ができるように施設しなければなを含む。）ができるよう，施設しなければなの運転中又は停止中に必要な箇所の保守点
止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査
らない」とは，原子炉施設が所要の性能を確らない」とは，発電用原子炉施設が所要の性検（試験及び検査を含む。
）ができるようにを含む。）ができるよう，施設しなければな
認するために必要な保守及び点検が可能な能を確認するために必要な保守及び点検が施設しなければならない。
らない。
構造であり，かつ，そのために必要な配置，可能な構造であり，かつ，そのために必要な空間等を備えたものであること。また，試験配置，空間等を備えたものであること。
及び検査には，電気事業法第４９条（使用前
また，試験及び検査には，原子炉等規制法第検査），同第５２条（溶接安全管理検査），同４３条の３の１１（使用前検査），同法第４第５４条（定期検査），同第５５条（定期安３条の３の１３（溶接安全管理検査），同法
全管理検査，定期事業者検査）に規定する検第４３条の３の１５（施設定期検査）及び同
査及び第１１条，第１７条第４項，第２２条
法第４３条の３の１６（定期安全管理検査）
第６号，第３２条第１号ハ，同第２号ホ，同に規定する検査並びに技術基準規則第２１第５号ロに規定する試験又は検査を含む。
条，同規則第３２条第４項，同規則第３５条
第７号，同規則第４４条第１号ハ，同条第２号ホ及び同条第５号ロに規定する試験を含む。
３ 原子炉施設は，通常運転時において容器，配 ２ 第３項に規定する「これを安全に処理するよ ３ 設計基準対象施設は，通常運転時において容 ２ 第３項に規定する「これを安全に処理するよ管，ポンプ，弁その他の機械器具から放射性器，配管，ポンプ，弁その他の機械又は器具
うに施設しなければならない」とは，通常運
うに施設しなければならない」とは，通常運から放射性物質を含む流体が著しく漏えい物質を含む流体が著しく漏えいする場合は，転時において容器，配管，ポンプ，弁その他
転時において容器，配管，ポンプ，弁その他する場合は，流体状の放射性廃棄物を処理す
流体状の放射性廃棄物を処理する設備によの機械器具からの放射性物質を含む流体がの機械器具からの放射性物質を含む流体がる設備によりこれを安全に処理するようにりこれを安全に処理するように施設しなけ
著しく漏えいする場合（ＢＷＲの原子炉再循
著しく漏えいする場合（ＢＷＲの原子炉再循
施設しなければならない。
ればならない。
環ポンプ軸封部のコントロールリーク，高圧環ポンプ軸封部のコントロールリークを含タービン等の軸封部からの漏えい防止のたむ。），液体にあってはこれらを原子炉格納容
めの衛帯（シール）蒸気及び低圧タービンの器内，原子炉建屋，タービン建屋，原子炉補空気の流入防止のための衛帯（シール）蒸気
助建屋等に設けられた機器又は床のそれぞを含む。
），液体にあってはこれらを原子炉格
れのドレンサンプ又はタンクに収集し，サン
納容器内，原子炉建屋，タービン建屋，原子プ又はタンクから放射性廃棄物処理施設に炉補助建屋等に設けられた機器又は床のそ移送して適切に処理ができるような施設とれぞれのドレンサンプ又はタンクに収集し，すること。
サンプ又はタンクから放射性廃棄物処理設
備に移送して適切に処理ができるような施設とすること。
４ 原子炉施設に属する設備であって，蒸気ター ４ 第４項に規定する「蒸気タービンの損壊に伴 ４ 設計基準対象施設に属する設備であって，蒸 ３ 第４項に規定する「蒸気タービンの損壊に伴う飛散物により損傷を受け，発電用原子炉施ビン，ポンプ等の損壊に伴う飛散物により損
気タービン，ポンプその他の機器又は配管のう飛散物により損傷を受け，原子炉施設の安傷を受け，原子炉施設の安全性を損なうこと損壊に伴う飛散物により損傷を受け，発電用設の安全性を損なうことが想定される」と全性を損なうことが想定される」とは，ターが想定されるものには，防護施設の設置その原子炉施設の安全性を損なうことが想定さは，タービンミサイル発生時の対象物を破損
ビンミサイル発生時の対象物を破損する確－７
れるものには，防護施設の設置その他の損傷
他の損傷防止措置を講じなければならない。
する確率が１０－７回／炉・年を超える場合を率が１０ 回／炉・年を超える場合をいう。
「ポンプ等の損壊に伴う飛散物により損傷防止措置を講じなければならない。
いう。「ポンプその他の機器又は配管の損壊
9-別 1-31

備考

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈を受け，原子炉施設の安全性を損なうことが想定される」とは，ＰＷＲの原子炉冷却材ポンプフライホイールにあっては，限界回転数が予想される最大回転数に比べて十分大きいことを確認すれば安全性を損なうことが想定されないものと判断する。
３ 第４項に規定する「その他の損傷防止措置」とは，（１）想定される飛散物の発生箇所と防護対象機器の距離を十分にとること，又は，（２）想定される飛散物の飛散方向を考慮し，防護対象を損傷し安全性を損なうことがないよう配置上の配慮又は多重性を考慮
すること。

５

原子炉施設に属する設備を他の原子炉施設と併用する場合は，原子炉の安全性を損なわないように施設しなければならない。

備考に伴う飛散物により損傷を受け，発電用原子炉施設の安全性を損なうことが想定される」とは，ＰＷＲの原子炉冷却材ポンプフライホ
イールにあっては，限界回転数が予想される
最大回転数に比べて十分大きいことを確認すれば安全性を損なうことが想定されないものと判断する。
４ 第４項に規定する「その他の損傷防止措置」とは，（１）想定される飛散物の発生箇所と防護対象機器の距離を十分にとること，又は，（２）想定される飛散物の飛散方向を考慮し，防護対象を損傷し安全性を損なうことがないよう配置上の配慮又は多重性を考慮すること。
５ 第５項に規定する「原子炉の安全性を損なわ ５ 設計基準対象施設に属する安全設備であっ ５ 第５項に規定する「設計基準対象施設に属す 追加要求て，第二条第二項第九号ハに掲げるものは，ないように施設しなければならない」とは，る安全設備であって，第二条第二項第九号ハ二以上の発電用原子炉施設において共用し，併用によっても，異常状態において必要とさに掲げるもの」については，「発電用軽水型
又は相互に接続するものであってはならな
れる安全設備の機能が阻害されることがな
原子炉施設の安全機能の重要度分類に関すい。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共いこと。
る審査指針」（平成２年８月３０日原子力安
用し，又は相互に接続することによって当該全委員会決定）において，クラスＭＳ－１に二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上
分類される下記の機能を有する設備を対象する場合は，この限りでない。
とする 。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機
能・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減機能（ただし，可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物）を除く。
）
・工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能・安全上特に重要な関連機能（第２条第２項
第９号ホに掲げるものを含む。ただし，原子炉制御室遮蔽，取水口及び排水口を除く。
）
６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の ６ 第６項に規定する「前項の安全設備以外の安 追加要求
発電用原子炉施設と共用し，又は相互に接続全設備」については，「発電用軽水型原子炉
する場合には，発電用原子炉施設の安全性を
施設の安全機能の重要度分類に関する審査損なわないよう，施設しなければならない。
指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）において規定される安全機能を有する構築物，系統及び機器のうち，第５項に規定する「設計基準対象施設に属する安全設備であって，第二条第二項第九号ハに掲げるもの」以外の設備を対象とする 。
9-別 1-32

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（保安電源設備）第三十三条
５ 原子力発電所には，短時間の全交流動力電源
喪失時においても原子炉を安全に停止し，かつ，停止後に冷却するための設備が動作する
ことができるよう必要な容量を有する蓄電池等を施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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
（全交流動力電源喪失対策設備）
第十六条
発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事故等（重大事故に至るおそれがある事
故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）又は重大事故をいう。以下同じ。）に対処するために必要な電力の供給が交流
動力電源設備から開始されるまでの間，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに，原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作することができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備を施設しなければならない。

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の解釈

１

第１６条に規定する「必要な容量」とは，発電用原子炉の停止，停止後の冷却，原子炉格
納容器の健全性の確保のために施設されている設備に必要な容量をいう。

9-別 1-33

備考

追加要求技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（材料及び構造）第九条
原子炉施設（圧縮機及び補助ボイラーを除く。
） １ 第８号から第１４号までの構造強度は，電気に属する容器，管，ポンプ若しくは弁（以下「機事業法第３９条第１項に基づき維持段階に器」という。）若しくはこれらの支持構造物又はも適用される。
炉心支持構造物の材料及び構造は，次の各号によらなければならない。この場合において，第一号
から第七号まで及び第十五号の規定については，使用前に適用されるものとする。

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の解釈（材料及び構造）第十七条
設計基準対象施設（圧縮機，補助ボイラー，蒸 １気タービン（発電用のものに限る。
），発電機，変圧器及び遮断器を除く。）に属する容器，管，ポンプ若しくは弁若しくはこれらの支持構造物又は炉心支持構造物の材料及び構造は，次に定めるところによらなければならない。この場合において，第一号から第七号まで及び第十五号の規定については，使用前に適用されるものとする。
一 クラス１機器及びクラス１支持構造物に使一 クラス１機器及びクラス１支持構造物に使用する材料は，次によること。
用する材料は，次に定めるところによること。
イ クラス１機器又はクラス１支持構造物が， ２ 第１号イの「使用中の応力等に対する適切なイ クラス１機器又はクラス１支持構造物が， ２耐食性を含む」とは，日本機械学会「発電用その使用される圧力，温度，水質，放射線，その使用される圧力，温度，水質，放射線，原子力設備規格 設計・建設規格」（JSME S
荷重等の条件に対して適切な機械的強度
荷重その他の使用条件に対して適切な機及び化学的成分（使用中の応力等に対する械的強度及び化学的成分（使用中の応力そNC1-2001）及び（JSME S NC1-2005）【事例規
適切な耐食性を含む。
）を有すること。
の他の使用条件に対する適切な耐食性を格】発電用原子力設備における「応力腐食割含む。
）を有すること。
れ発生の抑制に対する考慮」（NC-CC-002）によること。
（日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
計・建設規格」（2001 年版及び 2005 年版）
事例規格「過圧防護に関する規定(NC-CC-001）」及び事例規格「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（NC-CC-002）」に関する技術評価書（平成１８年８月））

ロ

クラス１容器に使用する材料にあっては， ３
当該容器が使用される圧力，温度，放射線，荷重等の条件に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験等により確認したものであること。

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

ニ

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

第１項第１号ロ，ハ，第２号ロ，第３号ロ，第５号ロの破壊じん性の規定において，板厚の薄い材料や高ニッケル合金等脆性破壊が問題とならないことが明白な材料について
は機械試験による確認に代えて寸法や材質により確認することができる。

第８号から第１４号までの構造強度は，原子炉等規制法第４３条の３の１４に基づき維持段階にも適用される。

備考

追加要求なし追加要求なし第１号イの「使用中の応力その他の使用条件
に対する適切な耐食性を含む」とは，日本機
械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設
規 格 」（ JSME S NC1-2001 ） 及 び （ JSME S
NC1-2005）【事例規格】発電用原子力設備における「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮」（NC-CC-002）によること。
（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
計・建設規格」（2001 年版及び 2005 年版）
事例規格「過圧防護に関する規定（NC-CC-001）」及び事例規格「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（NC-CC-002）」に関する技術評価書」（平成１８年８月原子力安
全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
ロ クラス１容器に使用する材料にあっては， ３ 第１号ロ，ハ，第２号ロ，第３号ロ，第５号
ロの破壊じん性の規定において，板厚の薄い
当該容器が使用される圧力，温度，放射線，材料や高ニッケル合金等脆性破壊が問題と荷重その他の使用条件に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他
ならないことが明白な材料については機械の評価方法により確認したものであるこ
試験による確認に代えて寸法や材質によりと。
確認することができる。

追加要求なしハ追加要求なしクラス１機器（クラス１容器を除く。）又はクラス１支持構造物（クラス１管及びクラス１弁を支持するものを除く。）に使用する材料にあっては，当該機器又は当該支持構造物の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。
ニ クラス１機器又はクラス１支持構造物（棒及びボルトに限る。）に使用する材料にあっては，有害な欠陥がないことを非破壊試
験により確認したものであること。

追加要求なし追加要求なし9-別 1-34

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
二三

クラス２機器及びクラス２支持構造物に使用する材料は，次によること。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
４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非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設 二 クラス２機器及びクラス２支持構造物に使備に係るろ過装置の材料及び構造について用する材料は，次に定めるところによること。
は，第９条第２号及び第９号の規定を準用するとともに，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）（平成 20・02・12 原院第5 号）」に適合すること。

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の解釈
４

非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設
備に係るろ過装置の材料及び構造について
は，第２号及び第９号の規定を準用するとともに，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第5 号（平成２０年２月２７日原子力安全・保安院制定））に適合すること。

備考
追加要求なしイ

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

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

追加要求なしロ

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

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

ロ クラス２機器に使用する材料にあっては，当該機器の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。
ハ クラス２機器に属する鋳造品にあっては，有害な欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

クラス３機器に使用する材料は，次によること。
イクラス３機器が，その使用される圧力，温度，荷重等の条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。
５ 第３号ロの「工学的安全施設に属するクラス
ロ 工学的安全施設に属するクラス３機器に３機器」には非常用ディーゼル発電機の冷却使用する材料にあっては，当該機器の最低系が含まれる。
使用温度に対して適切な破壊じん性を有（「安全設計分野及び放射線管理分野におけすることを機械試験等により確認したものであること。
る日本電気協会規格に関する技術評価書（平成１７年１２月）」）
四クラス４管に使用する材料は，当該管が使用される圧力，温度，荷重等の条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。
五 原子炉格納容器（コンクリート製原子炉格納容器を除く。以下この号において同じ。
）及び原子炉格納容器支持構造物に使用する材
料は，次によること。
イ

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

追加要求なし三 クラス３機器（クラス３容器又はクラス３管をいう。以下同じ。）に使用する材料は，次に定めるところによること。

追加要求なしイ クラス３機器が，その使用される圧力，温追加要求なし度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。
ロ 工学的安全施設に属するクラス３機器に ５ 第３号ロの「工学的安全施設に属するクラス 追加要求なし
３機器」には非常用ディーゼル発電機の冷却使用する材料にあっては，当該機器の最低系が含まれる。
使用温度に対して適切な破壊じん性を有（「安全設計分野及び放射線管理分野におけすることを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。
る日本電気協会規格に関する技術評価書」（平成１７年１２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
四 クラス４管に使用する材料は，当該管が使用追加要求なしされる圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有すること。
五 原子炉格納容器（コンクリート製原子炉格納追加要求なし容器を除く。以下この号において同じ。）及び原子炉格納容器支持構造物に使用する材
料は，次に定めるところによること。
イ

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

追加要求なし9-別 1-35

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
ロ

六原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持
構造物の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験等により確認したものであること。

コンクリート製原子炉格納容器のコンクリート部及び鋼製内張り部等に使用する材料
は，次によること。
イ コンクリートにあっては，当該原子炉格納容器が使用される圧力，温度，荷重等の条件に対して適切な圧縮強度を有すること。
ロ

コンクリートにあっては，有害な膨張及び鉄筋腐食を起こさないよう，長期の耐久性を有すること。
ハ コンクリート部に強度部材として使用する鉄筋並びに緊張材及び定着具（以下「鉄筋等」という。）にあっては，当該原子炉格納容器が使用される圧力，温度，荷重等の条件に対して適切な機械的強度，化学的
成分及び形状寸法を有すること。
ニ

鋼製内張り部等に使用する材料にあっては，前号イ及びロの規定に準ずること。
七 炉心支持構造物に使用する材料は，第一号
イ，ハ及びニの規定に準ずること。
八 クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次によること。
イ

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

ロ

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

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考

追加要求なし原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持
構造物の最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有することを機械試験その他の評価方法により確認したものであること。
追加要求なし六 コンクリート製原子炉格納容器のコンクリート部及び鋼製内張り部等に使用する材料
は，次に定めるところによること。
追加要求なしイ コンクリートにあっては，当該原子炉格納容器が使用される圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適切な圧縮強度を有すること。
ロ コンクリートにあっては，有害な膨張及び追加要求なし鉄筋腐食を起こさないよう，長期の耐久性を有すること。
ハ コンクリート部に強度部材として使用す
追加要求なしる鉄筋並びに緊張材及び定着具（以下「鉄筋等」という。）にあっては，当該原子炉格納容器が使用される圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度，化学的成分及び形状寸法を有すること。
ニ 鋼製内張り部等に使用する材料にあって追加要求なしは，前号イ及びロの規定に準ずること。
七 炉心支持構造物に使用する材料は，第一号
追加要求なしイ，ハ及びニの規定に準ずること。
追加要求なし八 クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。
６ 第８号イ及びロ，第９号イ，第１０号イ並びイ クラス１機器にあっては，最高使用圧力， ６ 第８号イ及びロ，第９号イ，第１０号イ並び 追加要求なし
最高使用温度及び機械的荷重が負荷されに第１２号イの「全体的な変形を弾性域に抑に第１２号イの「全体的な変形を弾性域に抑ている状態（以下「設計上定める条件」とえること。
」とは，構造上の全体的な変形をえること」とは，構造上の全体的な変形を弾いう。）において，全体的な変形を弾性域弾性域に抑えることに加え，材料の引張り強性域に抑えることに加え，材料の引張り強さに抑えること。
さに対しても十分な構造強度を有することに対しても十分な構造強度を有することををいう。
いう。
７ 第８号イ，ロ，ハ及びニの適用に当っては，
ロ クラス１支持構造物にあっては，運転状態 ７ 第８号イ，ロ，ハ及びニの適用に当たっては， 追加要求なし
解析により以下を確認すること。
Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，全体的な変形解析により以下を確認すること。
（１）イ及びロの「全体的な変形を弾性域に抑えを弾性域に抑えること。
（１）イ及びロの「全体的な変形を弾性域に抑える」とは，一般部に加え，構造不連続部にる」とは，一般部に加え，構造不連続部にあっても塑性変形を許容しないこと。
あっても塑性変形を許容しないこと。
（２）ハの「全体的な塑性変形が生じないこと。
（２）ハの「全体的な塑性変形が生じないこと。
ただし，構造上の不連続部における局部的
ただし，構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りではない。
」とは，な塑性変形はこの限りではない。」とは，応力が集中する箇所である「構造上の不連応力が集中する箇所である「構造上の不連続部」にのみ一時的な荷重による塑性変形続部」にのみ一時的な荷重による塑性変形を許容するが，構造体の機能低下に至るよを許容するが，構造体の機能低下に至るような塑性変形は許容しないこと。
うな塑性変形は許容しないこと。
ロ9-別 1-36

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（３）ニの「延性破断に至る塑性変形が生じないこと」とは，箇所の限定なしに塑性変形が生じることを許容するが，構造体の著しい機能喪失に至るような塑性変形は許容しないこと。
ハ

クラス１容器（オメガシール等を除く。
），
クラス１管，クラス１弁及びクラス１支持
構造物にあっては，運転状態Ⅲにおいて，
全体的な塑性変形が生じないこと。ただし，構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りではない。
ニ クラス１容器（オメガシール等を除く。
），
クラス１管及びクラス１支持構造物にあっては，運転状態Ⅳにおいて，延性破断に至る塑性変形が生じないこと。
ホ クラス１容器（ボルト，オメガシール等を ８ 第８号ホ及びヘの「ボルト等」とは，ボルト除く。
）にあっては，試験状態において，及びナットをいう。ハからホの「オメガシー
全体的な塑性変形が生じないこと。ただ
ル等」とは，オメガシール及びキャノピーシ
し，構造上の不連続部における局部的な塑ールをいう。
性変形はこの限りでない。
ヘ

クラス１容器（ボルト等を除く。
），クラス ９ 第８号ヘの「進行性変形」とは，内圧などに１管，クラス１弁（弁箱に限る。
）及びク
よる一定の応力（一次応力）が加わった状態
ラス１支持構造物にあっては，運転状態Ⅰで，熱応力等（二次応力）による変形（ひず及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形が生み）が弾性的挙動を示す領域を超え繰り返し
じないこと。
加えられる場合に，その変形（ひずみ）が一方向に蓄積されるもので，「進行性変形が生じないこと。」とは，その二次応力による変形（ひずみ）を弾性的挙動を示す範囲内に抑えること。
ト クラス１容器，クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。
）及びクラス１支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じないこと。
チ

クラス１容器（胴，鏡板等に限る。）にあ １０ 第８号チの「等」とは外面から圧力を受けっては，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状
る円筒形若しくは管状のものをいう
態Ⅲ及び運転状態Ⅳ並びに試験状態にお １１ 第１号から５号，７号から１２号及び１４
いて，座屈が生じないこと。
号の規定に適合する材料及び構造とは，「設計・建設規格 2005(2007)」の規定に，
日本機械学会「設計・建設規格」の適用に当たって（別記４）」の要件を付したもの
によること。
（設計・建設規格 2007 技術評
価書）ウェルドオーバーレイ工法を適用する場合は，第１号及び第８号の規定に適合するため，「ウェルドオーバーレイ工法の適用に当たって（別記－１３）によること。

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の解釈

備考（３）ニの「延性破断に至る塑性変形が生じないこと」とは，箇所の限定なしに塑性変形が生じることを許容するが，構造体の著しい機能喪失に至るような塑性変形は許容しないこと。
ハ クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１弁及びクラス１支持構造物にあっては，運転状態
Ⅲにおいて，全体的な塑性変形が生じないこと。ただし，構造上の不連続部における局部的な塑性変形はこの限りでない。
ニ クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管及びクラス１支持
構造物にあっては，運転状態Ⅳにおいて，
延性破断に至る塑性変形が生じないこと。
ホ クラス１容器（ボルトその他の固定用金 ８
具，オメガシールその他のシールを除く。
）にあっては，試験状態において，全体的な塑性変形が生じないこと。ただし，構造上の不連続部における局部的な塑性変形は
この限りでない。
ヘ クラス１容器（ボルトその他の固定用金具 ９を除く。），クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。）及びクラス１支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形が生じないこと。

追加要求なし追加要求なし

第８号ホ及びヘの「ボルトその他の固定用金 追加要求なし
具」とは，ボルト及びナット等をいう。ハからホの「オメガシールその他のシール」とは，オメガシール及びキャノピーシールをいう。

第８号ヘの「進行性変形」とは，内圧などによる一定の応力（一次応力）が加わった状態
で，熱応力等（二次応力）による変形（ひずみ）が弾性的挙動を示す領域を超え繰り返し加えられる場合に，その変形（ひずみ）が一方向に蓄積されるもので，「進行性変形が生じないこと」とは，その二次応力による変形（ひずみ）を弾性的挙動を示す範囲内に抑えること。

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

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

１０ 第１号から第５号まで，第７号から第１２ 追加要求なし
号まで及び第１４号の規定に適合する材料 及 び 構 造 と は ，「 設 計 ・ 建 設 規 格
2005(2007)」又は「設計・建設規格 2012」
及び日本機械学会「発電用原子力設備規格
材料規格（2012 年版）（JSME S NJ1-2012）」（以下「「材料規格 2012」
」という。
）の規
定に，「日本機械学会「設計・建設規格」
及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」の要件を付したものによること。
なお，この規則の施行の際現に施設し，又は着手した設計基準対象施設については，施設時に適用された規格（「発電用原子力
9-別 1-37

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考

設備に関する構造等の技術基準（昭和５５年通商産業省告示第５０１号）」等）によること。（「設計・建設規格 2007 技術評価書」，「設計・建設規格 2012 技術評価書」
及び「日本機械学会「発電用原子力設備規格 材 料 規 格 （ 2012 年 版 ）」（ JSME S
NJ1-2012）に関する技術評価書」（原規技発第 1408062 号（平成２６年８月６日原子力規制委員会決定。以下「「材料規格 2012
技術評価書」」という。））
ウェルドオーバーレイ工法を適用する場
合は，第１号及び第８号の規定に適合するため，「ウェルドオーバーレイ工法の適用に当たって（別記－３）」によること。
リ

クラス１管にあっては，設計上定める条件において，座屈が生じないこと。
ヌ クラス１支持構造物にあっては，運転状態
Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態
Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
ル ロ，ハ，ニ，ヘ，ト及びヌにかかわらず，
クラス１支持構造物であって，クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれのあるものにあっては，クラス１容器の規定に準ずること。
九

クラス２機器及びクラス２支持構造物の構造及び強度は，次によること。
イ

ロ

ハ

ニ

ホ

クラス２機器にあっては，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
クラス２機器に属する伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じないこと。
クラス２管（伸縮継手を除く。
）にあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じないこと。
クラス２容器及びクラス２管にあっては，設計上定める条件において，座屈が生じな
いこと。
クラス２支持構造物であって，クラス２機
器に溶接により取り付けられ，その損壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれのあるものにあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，延性破断及び座屈が生じないこと。

九リ クラス１管にあっては，設計上定める条件において，座屈が生じないこと。
ヌ クラス１支持構造物にあっては，運転状態
Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態
Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
ル ロ，ハ，ニ，ヘ，ト及びヌにかかわらず，
クラス１支持構造物であって，クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては，クラス１容器の規定に準ずること。

追加要求なしクラス２機器及びクラス２支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。
イ クラス２機器にあっては，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
ロ クラス２機器に属する伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じないこと。
ハ クラス２管（伸縮継手を除く。）にあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じないこと。
ニ クラス２容器及びクラス２管にあっては，設計上定める条件において，座屈が生じな
いこと。
ホ クラス２支持構造物であって，クラス２機
器に溶接により取り付けられ，その損壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものにあっては，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，延性破断及び座屈が生じないこと。

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-38

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
十クラス３機器の構造及び強度は，次によること。
イ 設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
ロ クラス３機器に属する伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じないこと。
ハ 設計上定める条件において，座屈が生じな
いこと。
十一 クラス４管の構造及び強度は，設計上定める条件において，延性破断に至る塑性変形を生じないこと。
十二 原子炉格納容器（コンクリート製原子炉格
納容器を除く。
）及び原子炉格納容器支持
構造物の構造及び強度は，次によること。
イ

ロ

ハ

ニ

ホ

ヘ

ト

チ

原子炉格納容器（ロに掲げる部分を除く。
）にあっては，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
原子炉格納容器のうち著しい応力が生じる部分及び特殊な形状の部分にあっては，
第八号イ，ハ，ニ及びホのクラス１容器の規定を準用する。
原子炉格納容器支持構造物にあっては，第八号ロ，ハ及びニのクラス１支持構造物の規定を準用する。
原子炉格納容器のうち著しい応力が生じる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状
態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形による破壊が生じないこと。
原子炉格納容器の伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる
場合において，疲労破壊が生じないこと。
原子炉格納容器のうち著しい応力が生じる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状
態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じないこと。
原子炉格納容器にあっては，設計上定める条件並びに運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

十 クラス３機器の構造及び強度は，次に定めるところによること。
イ 設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
ロ クラス３機器に属する伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じないこと。
ハ 設計上定める条件において，座屈が生じな
いこと。
十一 クラス４管の構造及び強度は，設計上定める条件において，延性破断に至る塑性変形を生じないこと。
十二 原子炉格納容器（コンクリート製原子炉格
納容器を除く。）及び原子炉格納容器支持
構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。
イ 原子炉格納容器（ロに掲げる部分を除く。
）にあっては，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。
ロ 原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分にあっては，
第八号イ，ハ，ニ及びホのクラス１容器の規定を準用する。
ハ 原子炉格納容器支持構造物にあっては，第八号ロ，ハ及びニのクラス１支持構造物の規定を準用する。
ニ 原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状
態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形による破壊が生じないこと。
ホ 原子炉格納容器の伸縮継手にあっては，設計上定める条件で応力が繰り返し加わる
場合において，疲労破壊が生じないこと。
ヘ 原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分並びに原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状
態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じないこと。
ト 原子炉格納容器にあっては，設計上定める条件並びに運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
チ 原子炉格納容器支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。

備考
追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-39

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

十三

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

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の解釈

コンクリート製原子炉格納容器の構造及十三
び強度は，次によること。
イ コンクリートにあっては，荷重状態Ⅰ，荷 １２ 第１３号イの「荷重状態Ⅰ，荷重状態Ⅱ及イ
重状態Ⅱ及び荷重状態Ⅲ において圧縮破び荷重状態Ⅲにおいて圧縮破壊が生じず」
壊が生じず，かつ，荷重状態Ⅳにおいてコとは，原子炉格納容器のコンクリートが弾
ンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性状態を保持することであり，「荷重状態性変形に至る圧縮破壊が生じないこと。
Ⅳにおいてコンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至る圧縮破壊が生じないこと。」とは，若干の塑性変形は許容するが，圧縮破壊が生じない変形（ひずみ）までに制限することであり，圧縮応力による塑性変形が過大な状態または圧縮破壊を生じている状態は許容しないこと。
ロ 鉄筋等にあっては，荷重状態Ⅰ，荷重状態
ロ
Ⅱ及び荷重状態Ⅲにおいて降伏せず，かつ，荷重状態Ⅳにおいて破断に至るひずみが生じないこと。
ハ コンクリート部にあっては，荷重状態Ⅰ， １３ 第１３号ハの「荷重状態Ⅰ，荷重状態Ⅱ及
ハ
荷重状態Ⅱ及び荷重状態 Ⅲにおいてせん
び荷重状態Ⅲにおいてせん断破壊が生じず」
断破壊が生じず，かつ，荷重状態Ⅳにおいとは，原子炉格納容器のコンクリート部が，てコンクリート製原子炉格納容器が大き塑性変形が過大な状態またはせん断破壊をな塑性変形に至るせん断破壊が生じない
生じている状態に対して十分な余裕を保持こと。
することであり，「荷重状態Ⅳにおいてコン
クリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至るせん断破壊が生じないこと。
」とは，若干の塑性変形は許容するが，せん断応力による塑性変形が過大な状態またはせん断破壊を生じている状態は許容しないこと。

追加要求なしニ追加要求なしライナプレート（貫通部スリーブが取り付
く部分を除く。
）にあっては，荷重状態Ⅰ
及び荷重状態Ⅱにおいて著しい残留ひず
みが生じず，かつ，荷重状態Ⅲ及び荷重状
態Ⅳにおいて破断に至らないこと。
ホ ライナプレート（貫通部スリーブが取り付
く部分を除く。
）にあっては，ニの規定によるほか，第十二号への原子炉格納容器の規定を準用する。
ヘ ライナプレート（貫通部スリーブが取り付 １４
く部分に限る。
），貫通部スリーブ及び定着
金具（ライナプレートに取り付ける定着金具であって，すべての荷重状態において全体的な変形を弾性域に抑えることができるものを除く。
）にあっては，第十二号ハ，ニ，ヘ及びチの原子炉格納容器支持構造物の規定を準用する。この場合において，第十二号中「運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱ」とあるのは「荷重状態Ⅰ及び荷重状態Ⅱ」と，第１３号ヘの規定において，「ライナプレート（貫通部スリーブが取り付く部分に限る。
），貫通部スリーブ及び定着金具（ライナプレートに取り付ける定着金具であって，すべての荷重状態において全体的な変形を弾性域に抑えることができるものを除く。
）」とは，機械的荷重に対する許容荷重として弾性変形の範囲に抑えることに加え，内張り鋼板に生ずる強制ひずみにより定着金具に生ずる変位量が，破断変位にコンクリート製原子炉格納容器の構造及び強度は，次に定めるところによること。
コンクリートにあっては，荷重状態Ⅰ，荷 １１ 第１３号イの「荷重状態Ⅰ，荷重状態Ⅱ及
重状態Ⅱ及び荷重状態Ⅲにおいて圧縮破び荷重状態Ⅲにおいて圧縮破壊が生じず」
壊が生じず，かつ，荷重状態Ⅳにおいてコとは，原子炉格納容器のコンクリートが弾
ンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性状態を保持することであり，「荷重状態性変形に至る圧縮破壊が生じないこと。
Ⅳにおいてコンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至る圧縮破壊が生じないこと。」とは，若干の塑性変形は許容するが，圧縮破壊が生じない変形（ひずみ）までに制限することであり，圧縮応力による塑性変形が過大な状態または圧縮破壊を生じている状態は許容しないこと。
鉄筋等にあっては，荷重状態Ⅰ，荷重状態
Ⅱ及び荷重状態Ⅲにおいて降伏せず，かつ，荷重状態Ⅳにおいて破断に至るひずみが生じないこと。
コンクリート部にあっては，荷重状態Ⅰ， １２ 第１３号ハの「荷重状態Ⅰ，荷重状態Ⅱ及荷重状態Ⅱ及び荷重状態Ⅲにおいてせん
び荷重状態Ⅲにおいてせん断破壊が生じ
断破壊が生じず，かつ，荷重状態Ⅳにおいず」とは，原子炉格納容器のコンクリートてコンクリート製原子炉格納容器が大き部が，塑性変形が過大な状態またはせん断な塑性変形に至るせん断破壊が生じない
破壊を生じている状態に対して十分な余こと。
裕を保持することであり，「荷重状態Ⅳにおいてコンクリート製原子炉格納容器が大きな塑性変形に至るせん断破壊が生じないこと。」とは，若干の塑性変形は許容
するが，せん断応力による塑性変形が過大な状態またはせん断破壊を生じている状
態は許容しないこと。
ニ ライナプレート（貫通部スリーブが取り付
く部分を除く。）にあっては，荷重状態Ⅰ
及び荷重状態Ⅱにおいて著しい残留ひず
みが生じず，かつ，荷重状態Ⅲ及び荷重状
態Ⅳにおいて破断に至らないこと。
ホ ライナプレート（貫通部スリーブが取り付
く部分を除く。）にあっては，ニの規定によるほか，第十二号ヘの原子炉格納容器の規定を準用する。
ヘ ライナプレート（貫通部スリーブが取り付 １３ 第１３号ヘの規定において，「全ての荷重
く部分に限る。
），貫通部スリーブ及び定着状態において全体的な変形を弾性域に抑金具（ライナプレートに取り付ける定着金えることができる」とは，機械的荷重に対具であって，全ての荷重状態において全体する許容荷重として弾性変形の範囲に抑的な変形を弾性域に抑えることができる
えることに加え，内張り鋼板に生ずる強制ものを除く。）にあっては，第十二号ハ，
ひずみにより定着金具に生ずる変位量が，
ニ，ヘ及びチの原子炉格納容器支持構造物
破断変位に対し十分な裕度を有することの規定を準用する。この場合において，第をいう。
十二号中「運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱ」と １４ 第６号及び１３号の規定に適合する材料あるのは「荷重状態Ⅰ及び荷重状態Ⅱ」と，及び構造とは，日本機械学会「コンクリー

備考

9-別 1-40

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
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「運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態 Ⅳ」とあるのは「荷重状態Ⅰ， １５
荷重状態Ⅱ，荷重状態Ⅲ及び荷重状態 Ⅳ」と読み替えるものとする。

トナックルにあっては，第十二号ロ，ニ及びヘの原子炉格納容器のうち著しい応力が生じる部分及び特殊な形状の部分の規定を準用する。
十四 炉心支持構造物の構造及び強度は，次によること。

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

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の解釈「運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳ」とあるのは「荷重状態Ⅰ，
荷重状態Ⅱ，荷重状態Ⅲ及び荷重状態Ⅳ」と読み替えるものとする。

ト製原子炉格納容器規格」の規定に，「日本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格」の適用に当たって（別記－４）」の要件を付したものによること。なお，この規則の施行の際現に施設し，又は着手した設計基準対象施設については，施設時に適用された規格（「コンクリート製原子炉格納容器に関する構造等の技術基準（平成２年通商産業省告示第４５２号）」等）によること。
（「日本機械学会「コンクリート製原子炉
格納容器規格（JSME SNE1-2003）」技術評
価書」（平成１７年７月原子力安全・保安
院，原子力安全基盤機構取りまとめ））

対し十分な裕度を有することをいう。
第６号及び１３号の規定に適合する材料
及び構造とは，日本機械学会「コンクリー
ト製原子炉格納容器規格」の規定に，「日
本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格」の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したものによること。
（日本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格（JSME S NE1-2003）」技術評価書）

ト ナックルにあっては，第十二号ロ，ニ及びヘの原子炉格納容器のうち著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分の規定を準用する。
十四 炉心支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。

イ

設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。

ロ

運転状態Ⅲにおいて，全体的な塑性変形がロ
生じないこと。ただし，構造上の不連続部
における局部的な塑性変形はこの限りではない。
運転状態Ⅳにおいて，延性破断に至る塑性
ハ
変形が生じないこと。
炉心支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ及ニ
び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形による破壊が生じないこと。
運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労ホ
破壊が生じないこと。
運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及びヘ
運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
クラス１容器，クラス１管，クラス２容器， １６ 第１５号に規定する「主要な耐圧部の溶接 十五
クラス２管，クラス３容器，クラス３管，部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいクラス４管及び原子炉格納容器のうち主う。
要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影 （１）原子炉冷却系統設備，計測制御系統設備，
響部をいう。
）は，次によること。
燃料設備，放射線管理設備若しくは廃棄設
備に属する容器（（２）に規定する容器を除く。
），これらの設備に属する外径 150mm以上の管（（３）に規定する部分及び（４）に規定する管を除く。
）であって，その内包する放射性物質の濃度が 37mBq/cm3（その内包する放射性物質が液体中にある場

ハ
ニ

ホ
ヘ

十五

備考

追加要求なし追加要求なしイ 設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑えること。

追加要求なし運転状態Ⅲにおいて，全体的な塑性変形が追加要求なし生じないこと。ただし，構造上の不連続部
における局部的な塑性変形はこの限りでない。
運転状態Ⅳにおいて，延性破断に至る塑性
追加要求なし変形が生じないこと。
炉心支持構造物にあっては，運転状態Ⅰ及追加要求なしび運転状態Ⅱにおいて，進行性変形による破壊が生じないこと。
運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労追加要求なし破壊が生じないこと。
運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び追加要求なし運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じないこと。
クラス１容器，クラス１管，クラス２容器， １５ 第１５号に規定する「主要な耐圧部の溶接
クラス２管，クラス３容器，クラス３管，部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいクラス４管及び原子炉格納容器のうち主う。
要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影 （１）－① 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設，
響部をいう。）は，次に定めるところによ
原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除ること。
く。以下同じ。
），計測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を除く。以下同じ。）又は放射線管理施設に属する容器（（２）－①に規定する容器を除く。
）又はこれらの設備に属する外径１５０ｍｍ以上の管（（３）及び（４）に規定するもの
9-別 1-41

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合は， 37kBq/cm3）未満のもの又は非常用
予備発電装置に属する容器のうち，次の圧
力以上の圧力が加えられるもの
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度 100℃未満のものについては，最高使用
圧力 1960kPa
ロ イ以外の容器については，最高使用圧力
98kPa
ハ イ以 外の管 について は，最 高使用 圧力
980kPa（長手継手にあっては，490kPa）（２）原子炉本体若しくは原子炉格納施設に属する容器又は原子炉冷却系統設備，計測制御
系統設備若しくは放射線管理設備に属する容器であって非常時に安全装置として使用されるもの（３）原子炉本体に属する容器又は原子炉格納容器に取り付けられる管であって，それが取り付けられる当該容器から最も近い止め
弁までの部分（４）原子炉冷却系統設備，計測制御系統設備，
放射線管理設備又は原子炉格納施設のうち原子炉格納容器スプレイ設備若しくは
可燃性ガス濃度制御設備に属する管であって，非常時に安全装置として使用されるもの（（３）に規定する部分を除く。
）（５）原子炉冷却系統設備，計測制御系統設備，
燃料設備，放射線管理設備若しくは廃棄設
備に属する容器（（２）に規定する容器を除く。
）又はこれらの設備に属する外径61mm（最高使用圧力 98kPa 未満の管にあっては，100mm）を超える管（（３）に規定する部分及び（４）に規定する管を除く。
）
であって，その内包する放射性物質の濃度が 37mBq/cm3 （その内包する放射性物質が液体中にある場合は，37kBq/cm3）以上のもの（６）上記（１）～（５）に規定する容器又は管の耐圧部に取付く溶接部（非耐圧部である
場合を含む。
）（例）・キャノピーシールの溶接部
・管と管板との溶接部
・耐圧部材に直接溶接されるラグ，ブラケット等であって地震，熱膨張，反力，
重量，振動等による過度の変位を防止するために施設されるもの
２２ 第１５号の規定に適合する溶接部とは，日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

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の解釈を除く。）であって，その内包する放射性物質の濃度が，３７ｍＢｑ／ｃｍ３（その内包する放射性物質が液体にある場合は，
３７ｋＢｑ／ｃｍ３)未満のもののうち，次に定める圧力以上の圧力を加えられる部
分（以下「耐圧部」）について溶接を必要とするもの
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度
１００℃未満のものについては，最高使用
圧力１９６０ｋＰａ
ロ 液化ガス（通常の使用状態での温度における飽和圧力が１９６ｋＰａ以上であって現に液体の状態であるもの又は圧力が１９６ｋＰａにおける飽和温度が３５℃以下であって現に液体の状態であるものをいう。以下同じ。）用の容器又は管については，最高使用圧力０ｋＰａ
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については，最高使用圧力９８ｋＰａ
ニ イ又はロに規定する管以外の管については，最高使用圧力９８０ｋＰａ（長手継手の部分にあっては，４９０ｋＰａ）（１）－② 非常用電源設備又は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。）に属する容器のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの（１）－③ 非常用電源設備，火災防護設備又は区画排水設備に係る外径１５０ｍｍ以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの（２）－① 原子炉本体又は原子炉格納施設に属する容器（２）－② 原子炉冷却系統施設，計測制御系統
施設又は放射線管理施設に属する容器であって非常時に安全装置として使用されるもの（３）原子炉本体に属する容器又は原子炉格納容器に取り付けられる管のうち，それが取付けられる当該容器から最も近い止め弁までの部分（４）原子炉冷却系統施設，計測制御系統施設，
放射線管理施設又は原子炉格納施設のうち原子炉格納容器安全設備，放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備
並びに格納容器再循環設備若しくは圧力逃がし装置に属する管であって，非常時に安全装置として使用されるもの（（３）に規定するものを除く。
）
9-別 1-42

備考
追加要求

液化ガスの記載が追加されているが，
東海第二発電所には該当設備はない。

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省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
本機械学会「発電用原子力設備規格 溶接
規格（2007 年版）（JSMESNB1-2007）」（以下「溶接規格 2007」という。
）及び「設計・
建設規格 2005(2007)」の規定に『日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－１０）』の要件を付したものに適合した溶接部をいう。
（日本機械学会「発電用原子力設備規格 溶接規格」（2007 年版）に関する技術評価書（平成２０年１０月）（以下「溶接規格 2007 技術評価書」という。
）
及び設計・建設規格 2007 技術評価書）なお，ウェルドオーバーレイ工法を適用する
場合は，「ウェルドオーバーレイ工法の適用に当たって（別記－１３）」によること。

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

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の解釈（５）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若しくは 放射線管理施設に属する容器（（２）－②に規定するものを除く。）又はこれらの施設に属する
外径６１ｍｍ（最高使用圧力９８ｋＰａ未
満の管にあっては，１００ｍｍ）を超える管（（３）（４）に規定するものを除く。）
であって，その内包する放射性物質の濃度が３７ｍＢｑ／ｃｍ３（その内包する放射性物質が液体中にある場合は，３７ｋＢｑ／ｃｍ３）以上のもの（６）上記（１）～（５）に規定する容器又は管の耐圧部に取付く溶接部（非耐圧部である
場合を含む。
）（例）・キャノピーシールの溶接部
・管と管板との溶接部
・耐圧部材に直接溶接されるラグ，ブラケット等であって地震，熱膨張，反力，重量，振動等による過度の変位を防止するために施設されるもの
２０ 第１５号の規定に適合する溶接部は，次の（１）又は（２）のいずれかに適合したものをいう。
（１）日本機械学会「発電用原子力設備規格 溶
接規格（2007 年版）（JSME S NB1-2007）」（以下「「溶接規格 2007」
」という。
）及び
「設計・建設規格 2005(2007)」の規定に「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（２）日本機械学会「発電用原子力設備規格 溶
接規格（2012 年版（2013 年追補を含む。
））（JSME S NB1-2012/2013）」（以下「「溶接規格 2012(2013)」」という。）及び「設計・建設規格 2012」の規定に「日本機械学会「設計・建設規格」及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」及び「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（「日本機械学会「発電用原子力設備規格
溶接規格」（2007 年版）に関する技術評価書」（平成２０年１０月原子力安全・保安
院，原子力安全基盤機構取りまとめ。以下「「溶接規格 2007 技術評価書」」という。），「日本機械学会「発電用原子力設備規格
溶接規格 2012 年版/2013 年追補」（JSME S
9-別 1-43

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考

NB1-2012/2013）に関する技術評価書」（原規技発 1502041 号（平成２７年２月４日原子力規制委員会決定。以下「「溶接規格2012(2013)技術評価書」」という。）），「設計・建設規格 2007 技術評価書」及び「設計・建設規格 2012 技術評価書」）なお，ウェルドオーバーレイ工法を適用する場合
は，「ウェルドオーバーレイ工法の適用に当たって（別記－３）」によること。
イ

不連続で特異な形状でないものであること。

１７ 第１５号イに規定する「不連続で特異な形
状でないもの」とは，溶接部の設計において，溶接部の開先等の形状に配慮し，鋭い切欠き等の不連続で特異な形状でないものをいう。
ロ 溶接による割れが生ずるおそれがなく，か １８ 第１５号ロに規定する「溶接による割れがつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み不生ずるおそれがなく」とは，溶接後の非破良その他の欠陥がないことを非破壊試験
壊試験において割れがないことに加え，溶により確認したものであること。
接時の有害な欠陥により割れが生じるおそれがないことをいい，「健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないこと」とは，溶接部の設計及び形状が溶込み不足を生じがたいものであり，溶接部の表面及び内部に有害な欠陥がないことをいう。
１９ 第１５号ロに規定する「非破壊試験」は，放射線透過試験，超音波探傷試験，磁粉探
傷試験，浸透探傷試験，目視試験等をいう。
ハ 適切な強度を有するものであること。
２０ 第１５号ハに規定する「適切な強度を有する」とは，母材と同等以上の機械的強度を有するものであることをいう。
ニ 機械試験等により適切な溶接施工法等で ２１ 第１５号ニに規定する「適切な溶接施工法あることをあらかじめ確認したものによ等であることをあらかじめ確認したもの」
り溶接したものであること。
とは，溶接施工法，溶接設備及び溶接士技能について適切であることをあらかじめ確認したものをいい，当該溶接施工法等による溶接施工について，機械試験等により確認するものとする。

イ

不連続で特異な形状でないものであること。

１６ 第１５号イに規定する「不連続で特異な形 追加要求なし
状でないもの」とは，溶接部の設計において，溶接部の開先等の形状に配慮し，鋭い切欠き等の不連続で特異な形状でないものをいう。
ロ 溶接による割れが生ずるおそれがなく，か １７ 第１５号ロに規定する「溶接による割れが 追加要求なし
つ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み不生ずるおそれがなく」とは，溶接後の非破良その他の欠陥がないことを非破壊試験
壊試験において割れがないことに加え，溶により確認したものであること。
接時の有害な欠陥により割れが生じるおそれがないことをいい，「健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないこと」とは，溶接部の設計及び形状が溶込み不足を生じがたいものであり，溶接部の表面及び内部に有害な欠陥がないことをいう。
１８ 第１５号ロに規定する「非破壊試験」は，放射線透過試験，超音波探傷試験，磁粉探
傷試験，浸透探傷試験，目視試験等をいう。
ハ 適切な強度を有するものであること。
１９ 第１５号ハに規定する「適切な強度を有す 追加要求なしる」とは，母材と同等以上の機械的強度を有するものであることをいう。
追加要求なしニ 機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。

9-別 1-44

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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

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の解釈

備考（使用中のき裂等による破壊の防止）（使用中の亀裂等による破壊の防止）
第九条の二
第十八条
使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物， １ 第１項に規定する｢その破壊を引き起こすき使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物， １ 第１項に規定する｢その破壊を引き起こす亀 追加要求なし
裂その他の欠陥があってはならない。｣とは， クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機
裂その他の欠陥があってはならない。｣とは，クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機「発電用原子力設備における破壊を引き起 器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容「実用発電用原子炉及びその附属施設にお ただし，解釈におい器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容
こすき裂その他の欠陥の解釈について（平成 器支持構造物及び炉心支持構造物には，その破壊
ける破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の て 運 用 に 係 る 要 求器支持構造物及び炉心支持構造物には，その破壊
２１年１２月２５日付け平成２１・１１・１ を引き起こす亀裂その他の欠陥があってはなら解釈」（原規技発第 1408063 号（平成２６年 が追加されている。
を引き起こすき裂その他の欠陥があってはならない。
８原院第１号）」の規定に適合するものであ ない。
８月６日原子力規制委員会決定））の規定にること。
適合するものであること。
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その追加要求なし耐圧部分を貫通するき裂その他の欠陥があ耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
ってはならない。

9-別 1-45

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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

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の解釈

備考（流体振動等による損傷の防止）（流体振動等による損傷の防止）
第六条
第十九条
燃料体及び反射材並びにこれらを支持する構 １ 「流体振動により損傷を受けないよう施設し燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物，熱遮 １ 「流体振動により損傷を受けないように施設 追加要求なし
なければならない」とは，流れの乱れ，渦， 蔽材並びに一次冷却系統に係る容器，管，ポンプ
造物，熱遮へい材並びに一次冷却系統に係る施設しなければならない」とは，流れの乱れ，渦，に属する容器，管，ポンプ及び弁は，一次冷却材
及び弁は，一次冷却材又は二次冷却材の循環，沸気ほう等に起因する高サイクル疲労による気泡等に起因する高サイクル疲労による損若しくは二次冷却材の循環，沸騰等により生ずる損傷の発生防止を規定するものであり，以下 騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動に傷の発生防止を規定するものであり，以下の
流体振動又は温度差のある流体の混合等によりより生ずる流体振動又は温度差のある流体の混の措置を講じること。
措置を講じること。
生ずる温度変動により損傷を受けないように施・蒸気発生器伝熱管群の曲げ部については，日 合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動に・蒸気発生器伝熱管群の曲げ部については，日設しなければならない。
より生ずる温度変動により損傷を受けないよう
本機械学会「設計・建設規格」（JSME S
本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・
NC1-2005）PVB-3600 に規定する手法を適用す に施設しなければならない。
建設規格（2005 年版）（JSME S NC1-2005）」
ること。
（以下「「設計・建設規格 2005」」という。
）
・管に設置された円柱状構造物で耐圧機能を有
PVB-3600 又 は 「 設 計 ・ 建 設 規 格 2012 」
するものについては，日本機械学会「配管内PVB-3600 に規定する手法を適用すること。
円柱状構造物の流力振動評価指針」（JSME・管に設置された円柱状構造物で耐圧機能を有
S012）に規定する手法を適用すること。なお，するものについては，日本機械学会「配管内耐圧機能を有しないものについては第８条
円柱状構造物の流力振動評価指針」（JSMEの２第２項によること。
（日本機械学会「発S012）に規定する手法を適用すること。
電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
NC1）」(2005 年改訂版)並びに流力振動及び高計・建設規格（JSME SNC1）」(2005 年改訂版)
サイクル熱疲労に関する評価指針の技術評
並びに流力振動及び高サイクル熱疲労に関価書）
する評価指針の技術評価書」（平成１７年１２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機
構取りまとめ）及び「設計・建設規格 2012
技術評価書」）
２ 「温度差のある流体の混合等により生ずる温２ 「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施設しな
度変動により損傷を受けないように施設しければならない」とは，日本機械学会「配管なければならない」とは，日本機械学会「配の高サイクル熱疲労に関する評価指針」
管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（JSME S017）に規定する手法を適用し，損（JSME S017）に規定する手法を適用し，損傷の発生防止措置を講じること。なお，供用
傷の発生防止措置を講じること。
開始後における運転管理等の運用上の対応（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設を考慮して施設することができる。
（日本機
計・建設規格（JSME SNC1）」(2005 年改訂版)
械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設
並びに流力振動及び高サイクル熱疲労に関
規格（JSME S NC1）」(2005 年改訂版)並びにする評価指針の技術評価書」（平成１７年１
流力振動及び高サイクル熱疲労に関する評
２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機
価指針の技術評価書）
構取りまとめ））３ 配管内円柱状構造物の流力振動及び配管の３ 配管内円柱状構造物の流力振動及び配管の高サイクル熱疲労については，一次冷却材が高サイクル熱疲労については，一次冷却材が循環する施設として，原子炉冷却材浄化系，循環する施設として，原子炉冷却材浄化系，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（Ｂ（BWR）及び化学体積制御系，余熱除去系
ＷＲ）及び化学体積制御系，余熱除去系（Ｐ（PWR）を含めて措置を講じること。
ＷＲ）を含めて措置を講じること。

9-別 1-46

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（安全弁等）
第十条
原子炉施設には，次の各号により安全弁又は逃がし弁（「安全弁等」という。以下この条において同じ。
）を設けなければならない。

一

安全弁等は，確実に作動する機構を有すること。
二 安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造であること。
三 安全弁等の材料は，次によること。
イ

クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては，第九条

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（安全弁等）
第二十条
１ 第１０条において規定した「安全弁等」とは，設計基準対象施設（蒸気タービン（発電用のも），発電機，変圧器及び遮断器を除く。
安全弁（蒸気又は他のガス用に使用されるも のに限る。
の）及び逃がし弁（水又は他の液体用に使用 以下この条において同じ。）には，次に定めるところにより安全弁又は逃がし弁（以下この条におされるもの）をいう。
２ 第１０条で規定する安全弁等は，日本機械学 いて「安全弁」という。）を設けなければならな
会「設計・建設規格」（JSME S NC1-2005）又 い。
は（JSME S NC1-2001）の第１０章（安全弁等）及び日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2001）及び（JSME S NC1-2005）【事例規格】過圧防護に関する規定」（NC-CC-001）によること。
（日
本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（2001 年版及び 2005 年版）事例
規格「過圧防護に関する規定（NC-CC-001）」
及び事例規格「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（NC-CC-002）」に関する技術評価書（平成１８年８月））なお，既設プラントの安全弁等については，施設時に適用された以下の告示によること。
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基
準（昭和５５年１０月３０日公布）」の第１０１条，第１０２条，第１０３条の規定
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基
準（昭和４５年９月３日公布）」の第７２条，
第７３条の規定
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準の細目を定める告示（昭和４０年６月１５日公布）」の第２３条，第２４条の規定

一 安全弁等は，確実に作動する構造を有すること。
二 安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造であること。
三 安全弁等の材料は，次に定めるところによること。
イ クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては，第十七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の解釈

備考

１

第２０条に規定する「安全弁等」とは，安全 追加要求なし
弁（蒸気又は他のガス用に使用されるもの）
及び逃がし弁（水又は他の液体用に使用されるもの）をいう。
２ 第２０条に規定する安全弁等は，次の（１）又は（２）のいずれかによること。
（１）「設計・建設規格 2005」の第１０章（安全弁等）及び日本機械学会「発電用原子力設備
規格 設計・建設規格（JSME SNC1-2001）及び（JSME S NC1-2005）【事例規格】過圧防護に関する規定」（NC-CC-001）（２）「設計・建設規格 2012」の第１０章（安全弁等）及び日本機械学会「発電用原子力設備
規格 設計・建設規格（JSME SNC1-2001）及び（JSME S NC1-2005）【事例規格】過圧防護に関する規定」（NC-CC-001）（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
計・建設規格」（2001 年版及び 2005 年版）事
例規格「過圧防護に関する規定（NC-CC-001）」
及び事例規格「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（NC-CC-002）」に関する技術評価書」（平成１８年８月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ）及び「設計・建設規格 2012 技術評価書」）なお，既設プラントの安全弁等については，施設時に適用された以下の告示によることができる。
・通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和５５年通商産業省告示第５０１号）」の第１０１条，第１０２条及び第１０３条の規定
・通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和４５年通商産業省告示第５０１号）」の第７２条及び第７３条の規定
・通商産業省「発電用原子力設備に関する技術基準の細目を定める告示（昭和４０年通商産業省告示第２７２号）」の第２３条及び第２４条の規定
追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-47

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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第一号の規定に準ずること。
ロ

クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては，第九条第二号の規定に準ずること。
四 補助作動装置付きのものにあっては，当該補助作動装置が故障しても所要の吹き出し容量が得られる構造であること。
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は，加圧器。以下この号において同じ。
）にあっては，
次によること。
イ 背圧の影響によりその作動に支障を生ずることを防止するためベローズが設けられた安全弁（第七号において「ベローズ付
き安全弁」という。
）を適当な箇所に二個以上設けること。
ロ 安全弁の容量の合計は，当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせ
ることにより，当該原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上であること。ただし，安全弁以外の過圧防止効果を有する装置を有するものにあっては，当該装置の過圧防止能力に相当する値を減ずることができる。
六 蒸気発生器にあっては，次によること。
イ

安全弁を適当な箇所に二個以上設けること。
ロ 安全弁の容量の合計は，当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせ
ることにより，当該蒸気発生器の過圧防止に必要な容量以上であること。
ハ 安全弁は，吹出し圧力を下回つた後に，速やかに吹き止まること。
七 減圧弁を有する管であって，低圧側の部分又はこれに接続する機器が高圧側の圧力に耐えるように設計されていないものにあっては，次によること。
イ

クラス１管にあっては，ベローズ付き安全弁を減圧弁の低圧側にこれに接近して二個以上設けること。
ロ イに掲げる管以外の管にあっては，安全弁
等を減圧弁の低圧側にこれに接近して一個以上設けること。
ハ 安全弁等の容量の合計は，当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，減圧弁が全開したとき

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の解釈

備考

条第一号の規定に準ずること。
ロ

クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる安全弁等の材料にあっては，第十七条第二号の規定に準ずること。
四 補助作動装置付きのものにあっては，当該補助作動装置が故障しても所要の吹き出し容量が得られる構造であること。
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は，加圧器。以下この号において同じ。
）にあっては，次に定めるところによること。
イ 背圧の影響によりその作動に支障を生ずることを防止するためベローズが設けられた安全弁（第七号において「ベローズ付
き安全弁」という。）を適当な箇所に二個以上設けること。
ロ 安全弁の容量の合計は，当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせ
ることにより，当該原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上であること。ただし，安全弁以外の過圧防止効果を有する装置を有するものにあっては，当該装置の過圧防止能力に相当する値を減ずることができる。
六 蒸気発生器にあっては，次に定めるところによること。
イ 安全弁を適当な箇所に二個以上設けること。
ロ 安全弁の容量の合計は，当該安全弁の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせ
ることにより，当該蒸気発生器の過圧防止に必要な容量以上であること。
ハ 安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まること。
七 減圧弁を有する管であって，低圧側の部分又はこれに接続する設計基準対象施設に属す
る容器，管，ポンプ若しくは弁が高圧側の圧力に耐えるように設計されていないものにあっては，次に定めるところによること。
イ クラス１管にあっては，ベローズ付き安全弁を減圧弁の低圧側にこれに接近して二個以上設けること。
ロ イに掲げる管以外の管にあっては，安全弁
等を減圧弁の低圧側にこれに接近して一個以上設けること。
ハ 安全弁等の容量の合計は，当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，減圧弁が全開したとき追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-48

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
管の低圧側の部分及びこれに接続する機器の過圧防止に必要な容量以上であること。
ニ

安全弁は，吹出し圧力を下回つた後に，速やかに吹き止まること。
八 原子炉施設に属する容器（第五号，第六号及び第三項に掲げるもの，補助ボイラー並びに原子炉格納容器を除く。）又は管（前号に掲げるものを除く。）であって，内部に過圧が生ずるおそれのあるものにあっては，第六号
ロ並びに前号イ，ロ及びニの規定に準じて安全弁等を適当な箇所に設けること。
２ 前項の場合において，安全弁等の入口側又は出口側に破壊板を設ける場合は，次の各号によらなければならない。
一 安全弁等の入口側に設ける場合は，次によること。
イ 破壊板の吹出し圧力は，当該容器の最高使用圧力以下の圧力であること。
ロ 破壊板の破壊により安全弁等の機能に支障を及ぼさないようにすること。
二 安全弁等の出口側に設ける場合は，次によること。
イ 破壊板は，安全弁等の作動を妨げないように低圧で破壊するものであること。
ロ 破壊板の吹出し圧力に安全弁等の吹出し
圧力を加えた圧力が，過圧防止に必要な吹出し圧力より小さくなること。
ハ 破壊板の支持機構は，流体が排出する場合の通過面積が安全弁等の出口の面積以上となるものであること。
ニ 破壊板の破壊により吹出し管の機能に支障を及ぼさないようにすること。
３ 原子炉施設に属する容器であって，内部に液体炭酸ガス等安全弁等の作動を不能にする
おそれがある物質を含むものには，次の各号により破壊板を設けなければならない。
一

吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，当該容器の過圧防止に必要な容量以上となるように，適当な箇所に一個以上設けること。
二 容器と破壊板との連絡管の断面積は，破壊板の断面積以上であること。
４ 第一項又は前項の場合において，安全弁等又は破壊板の入口側又は出口側に止め弁を設

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

管の低圧側の部分及びこれに接続する設計基準対象施設に属する容器，管，ポンプ若しくは弁の過圧防止に必要な容量以上であること。
ニ 安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まること。
八 設計基準対象施設に属する容器（第五号，第六号及び第三項に掲げる容器，補助ボイラー
並びに原子炉格納容器を除く。）又は管（前号に掲げるものを除く。）であって，内部に過圧が生ずるおそれがあるものにあっては，
第六号ロ並びに前号イ，ロ及びニの規定に準じて安全弁等を適当な箇所に設けること。
２ 前項の場合において，安全弁等の入口側又は出口側に破壊板を設ける場合は，次に定めるところによらなければならない。
一 安全弁等の入口側に設ける場合は，次に定めるところによること。
イ 破壊板の吹出し圧力は，当該容器の最高使用圧力以下の圧力であること。
ロ 破壊板の破壊により安全弁等の機能を損なわないようにすること。
二 安全弁等の出口側に設ける場合は，次に定めるところによること。
イ 破壊板は，安全弁等の作動を妨げないように低圧で破壊するものであること。
ロ 破壊板の吹出し圧力に安全弁等の吹出し
圧力を加えた圧力が，過圧防止に必要な吹出し圧力より小さくなること。
ハ 破壊板を支持する構造は，流体が排出する
場合の通過面積が安全弁等の出口の面積以上となるものであること。
ニ 破壊板の破壊により吹出し管の機能を損なわないようにすること。
３ 設計基準対象施設に属する容器であって，内部に液体炭酸ガスその他の安全弁等の作動を不能にするおそれがある物質を含むものには，次に定めるところにより破壊板を設けなければならない。
一 吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，当該容器の過圧防止に必要な容量以上となるように，適当な箇所に一個以上設けること。
二 容器と破壊板との連絡管の断面積は，破壊板の断面積以上であること。
４ 第一項又は前項の場合において，安全弁等又は破壊板の入口側又は出口側に止め弁を設

備考

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-49

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
ける場合は，原子炉を起動させるとき及び運
転中に，止め弁が全開していることを確認できる装置を設けなければならない。
５ 原子炉施設に属する容器又は管であって，内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定める圧力を超える圧力を受けるおそれのあるものには，次の各号により過圧防止に必要な容量以上となるように真空破壊弁を設けなければならない。
一 真空破壊弁の材料は，次によること。
イ

クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては，第九条第一号の規定に準ずること。
ロ 原子炉格納容器，クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては，第九条第二号の規定に準ずること。
二 原子炉格納容器にあっては，真空破壊弁を適
当な箇所に二個以上設けること。
三 前号に掲げる容器以外の容器又は管にあっては，真空破壊弁を適当な箇所に一個以上設けること。
６ 原子炉施設は，安全弁，逃がし弁，破壊板又は真空破壊弁から放出される流体が放射性物質を含む場合は，これを安全に処理することができるように施設しなければならない。

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈ける場合は，発電用原子炉を起動させるとき及び運転中に，止め弁が全開していることを確認できる装置を設けなければならない。
５ 設計基準対象施設に属する容器又は管であって，内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定める圧力を超える圧力を受けるおそれがあるものには，次に定めるところ
により過圧防止に必要な容量以上となるよ
うに真空破壊弁を設けなければならない。
一 真空破壊弁の材料は，次に定めるところによること。
イ クラス１容器及びクラス１管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては，第十七条第一号の規定に準ずること。
ロ 原子炉格納容器，クラス２容器及びクラス２管に取り付けられる真空破壊弁の材料にあっては，第十七条第二号の規定に準ずること。
二 原子炉格納容器にあっては，真空破壊弁を適
当な箇所に二個以上設けること。
三 前号に掲げる容器以外の容器又は管にあっては，真空破壊弁を適当な箇所に一個以上設けること。
６ 設計基準対象施設は，安全弁等，破壊板又は真空破壊弁から放出される流体が放射性物質を含む場合は，これを安全に処理することができるように施設しなければならない。

備考

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-50

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考（耐圧試験等）（耐圧試験等）第十一条
第二十一条
クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器， １ 第１項の規定に適合する耐圧試験は，「設クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器， １ 第１項の規定に適合する耐圧試験は，「設 追加要求なし
クラス４管及び原子炉格納容器は，次の各号によ
計・建設規格 2005(2007)」の第１１章又は「設計・建設規格 2005(2007)」の第１１章に適合 クラス４管及び原子炉格納容器は，次に定めるとる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，か計・建設規格 2012」の第１１章によること。
すること。
（設計・建設規格 2007 技術評価書） ころによる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏えいがないものでなければつ，著しい漏えいがないものでなければならな（「設計・建設規格 2007 技術評価書」及び「設ならない。ただし，気圧により試験を行う場合でい。ただし，気圧により試験を行う場合であって，計・建設規格 2012 技術評価書」）
あって，当該圧力に耐えることが確認された場合
当該圧力に耐えることが確認された場合は，当該は，当該圧力を最高使用圧力（原子炉格納容器に圧力を最高使用圧力（原子炉格納容器にあってあっては，最高使用圧力の〇・九倍）までに減じは，最高使用圧力の０．九倍）までに減じて著して著しい漏えいがないことを確認することがでい漏えいがないことを確認することができる。
きる。
一

内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，機器の最高使用圧力を超え，かつ，機器に生じる全体的な変形が弾性域の範囲内となる
圧力とすること。ただし，クラス１機器，ク
ラス２管又はクラス３管であって原子炉圧
力容器と一体で耐圧試験を行う場合の圧力は，燃料装荷までの間に試験を行つた後においては，通常運転時の圧力を超える圧力とすることができる。

一 内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，機器の最高使用圧力を超え，かつ，機器に生ずる全体的な変形が弾性域の範囲内となる
圧力とすること。ただし，クラス１機器，ク
ラス２管又はクラス３管であって原子炉圧
力容器と一体で耐圧試験を行う場合の圧力は，燃料体の装荷までの間に試験を行った後においては，通常運転時の圧力を超える圧力とすることができる。

追加要求なし二

内部が大気圧未満になることにより，大気圧による外圧を受ける機器の耐圧試験の圧力
は，大気圧と内圧との最大の差を上回る圧力とすること。この場合において，耐圧試験の
圧力は機器の内面から加えることができる。

二 内部が大気圧未満になることにより，大気圧による外圧を受ける機器の耐圧試験の圧力
は，大気圧と内圧との最大の差を上回る圧力とすること。この場合において，耐圧試験の
圧力は機器の内面から加えることができる。

追加要求なし２

クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器
及びクラス４管は，通常運転時における圧力で漏えい試験を行つたとき，著しい漏えいがないものでなければならない。

２

第２項の「漏えい試験」は，日本機械学会「発 ２ クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器
電用原子力設備規格維持規格（2008 年版）」
及びクラス４管は，通常運転時における圧力（JSME S NA1-2008）によること。
で漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいが（日本機械学会「発電用原子力設備規格維持ないものでなければならない。
規格（2008 年版）」（JSME S NA1-2008）に関する技術評価書（平成２１年２月））

３

原子炉格納容器は，最高使用圧力の０．九倍に等しい気圧で気密試験を行つたとき，著しい漏えいがないものでなければならない。

３

第３項に規定する「気密試験を行ったとき， ３ 原子炉格納容器は，最高使用圧力の〇・九倍
著しい漏えいがない」とは，日本電気協会「原に等しい気圧で気密試験を行ったとき，著し
子炉格納容器の漏えい率試験規程」
い漏えいがないものでなければならない。
（JEAC4203-2008）２．４に定めるＡ種試験に以下の要件を付したものによること。
Ａ種試験の結果の判定に当たっては，全体漏えい率に，個々の隔離弁に対して適切に単一故障を想定し，健全に機能することが期待される隔離弁からの漏えい量（以下「個別想定漏えい量」という。）を考慮し，判定基準以２第２項の「漏えい試験」は，日本機械学会「発 追加要求なし
電用原子力設備規格 維持規格（2008 年版）」（JSME S NA1-2008）によること。
（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 維
持規格（2008 年版）」（JSME S NA1-2008）に関する技術評価書」（平成２１年２月原子力
安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
３ 第３項に規定する「気密試験を行ったとき， 追加要求なし
著しい漏えいがない」とは，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC4203-2008）」（以下「「漏えい率試験規程（JEAC 4203-2008）」」という。）の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率
試験規程（JEAC 4203）」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付したものによること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術
9-別 1-51

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
内であることを確認すること。その際，判定基準に見込む「漏洩の増加要因を考慮した余裕係数」を０．２とすること。
なお，隔離弁の個別想定漏えい量は，以下の手順により求めること。
①隔離弁の自動閉止機能の単一故障で閉止しない隔離弁の個数を設定する。
②事故時に自動的に閉となる隔離弁であって，原子炉格納容器局部漏えい率試験（Ｃ種試
験）の対象となるものの漏えい量を，定期検査毎にＡ種試験の実施前に測定する。
③隔離弁の個数（①）と測定した漏えい量（②）
を用いて，個別想定漏えい量を求める。
また，個別想定漏えい量を求めない場合にあっては，事故時に自動的に閉となる隔離弁の閉鎖方法として，内側隔離弁を開とし，外側隔離弁を閉とすることによりＡ種試験を実施すること。（日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書（平成２１年２月））

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

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の解釈
評価書（平成２１年２月原子力安全・保安院，
原子力安全基盤機構取りまとめ））

9-別 1-52

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考（監視試験片）（監視試験片）第十二条
第二十二条
原子炉施設に属する容器であって，一メガ電子 １ 第１２条において「原子炉施設に属する容器
設計基準対象施設に属する容器であって，一メ １ 第２２条において「設計基準対象施設に属す 追加要求なし
であって，１メガ電子ボルト以上の中性子の ガ電子ボルト以上の中性子の照射を受けその材る容器であって，一メガ電子ボルト以上の中ボルト以上の中性子の照射を受けその材料が著照射を受けその材料が著しく劣化するおそ
性子の照射を受けその材料が著しく劣化す
しく劣化するおそれのあるものの内部には，当該料が著しく劣化するおそれがあるものの内部にれのあるもの」とは，原子炉圧力容器をいう。 は，当該容器が想定される運転状態において脆性
るおそれがあるもの」とは，原子炉圧力容器容器が想定される運転状態において脆性破壊ををいう。
引き起こさないようにするために，照射の影響を
破壊を引き起こさないようにするために，照射の確認できるよう次の各号に定める監視試験片を ２ 第１２条に適合する監視試験片は，日本機械 影響を確認できるよう次に定める監視試験片を ２ 第２２条に適合する監視試験片は，「設計・備えなければならない。
学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規 備えなければならない。
建設規格 2005」又は「設計・建設規格 2012」
格」（JSME S NC1-2005）又は（JSME S NC1-2001）の該当規定（第１２章 監視試験）に次の規の該当規定（第１２章 監視試験）に次の規定を付加した要件によること。
定を付加した要件によること。
・第１号及び第３号の「容器の材料」には，中・第１号及び第３号の「容器の材料」には，中性子の照射領域に溶接部がある場合，母材／性子の照射領域に溶接部がある場合，母材／
溶接金属と同数の溶接熱影響部の監視試験
溶接金属と同数の溶接熱影響部の監視試験片も設置すること。なお，既設プラントにつ片も設置すること。なお，既設プラントについては，施設時に適用された以下の告示によいては，施設時に適用された以下の告示による監視試験片が設置されていること。
る監視試験片が設置されていること。
・通商産業省「発電用原子力設備に関する構造
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基
等の技術基準（昭和５５年通商産業省告示第準（昭和５５年１０月３０日公布）」適用プ
５０１号）」適用プラントについては同告示
ラントについては同告示第１０５条の規定
第１０５条の規定
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基
・通商産業省「発電用原子力設備に関する構造
準（昭和４５年９月３日公布）」適用プラン
等の技術基準（昭和４５年通商産業省告示第トについては同告示第７５条の規定
５０１号）」適用プラントについては同告示
・「発電用原子力設備に関する構造等の技術基第７５条の規定
準の細目を定める告示（昭和４０年６月１５
・通商産業省「発電用原子力設備に関する技術日公布）」
基準の細目を定める告示（昭和４０年通商産業省告示第２７２号）」
一 監視試験片を採取する材料は，中性子の照射
一 監視試験片の材料は，中性子の照射領域にあ
追加要求なし領域にある容器の材料と同等の製造履歴をる容器の材料と同等の製造履歴を有するも有するものであること。
のであること。
二 監視試験片は，容器の使用開始後に取り出し ３ 第２号に規定する「監視試験片は，容器の使 二 監視試験片は，容器の使用開始後に取り出し ３ 第２号に規定する「監視試験片は，容器の使 追加要求なして試験を実施することにより，容器の材料の用開始後に取り出して試験を実施する」とて試験を実施することにより，容器の材料の用開始後に取り出して試験を実施する」と機械的強度及び破壊じん性の変化を確認では，「日本電気協会「原子炉構造材の監視試
機械的強度及び破壊じん性の変化を確認では，「監視試験方法（JEAC 4201-2007）」，「監 ただし，解釈においきる個数とすること。
験方法」（JEAC4201-2007）及び「原子炉構造
きる個数とすること。
視試験方法（JEAC 4201-2007/2010）」及び「監 て，評価方法（破壊材の監視試験方法（JEAC 4201-2007）[2010 年
視試験方法（JEAC4201-2007/2013）」の規定 靭 性 の 確 認 試 験 方追補版]」の適用に当たって(別記－１２)」に「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験 法）の要件が追加さにより，監視試験片の取り出し及び監視試験
方法（JEAC 4201）」の適用に当たって(別記 れた。
並びに必要な場合は監視試験片の再生を実－６)」の要件を付したものにより，監視試施することをいう。
験片の取り出し及び監視試験並びに必要な（日本電気協会規格「原子炉構造材の監視試
場合は監視試験片の再生を実施することを
験方法」（JEAC 4201-2007）及び「原子力発いう。
電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方（「日本電気協会規格「原子炉構造材の監視法」（JEAC 4206-2007）に関する技術評価書
試験方法」（JEAC4201-2007）及び「原子力発（平成２１年８月））並びに日本電気協会「原電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 (JEAC
法」（JEAC 4206-2007）に関する技術評価書」
4201-2007)[2010 年追補版]」に関する技術評（平成２１年８月原子力安全・保安院，原子9-別 1-53

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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価書（平成２３年５月））

三監視試験片は，中性子の照射領域にある容器の材料が受ける中性子スペクトル，中性子照
射量及び温度履歴の条件と同等の条件になるように配置すること。

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の解釈

備考

力安全基盤機構取りまとめ），「日本電気協会「 原 子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 (JEAC
4201-2007)[2010 年追補版]」に関する技術評
価書」（平成２３年５月原子力安全・保安院，
原子力安全基盤機構取りまとめ）及び「日本電 気 協 会 「 原 子 炉 構造材 の 監 視試 験 方法
(JEAC4201-2007)[2013 年追補版]」に関する技術評価書」（原規技発 1510073 号（平成２７年１０月７日原子力規制委員会決定）））
三 監視試験片は，中性子の照射領域にある容器の材料が受ける中性子スペクトル，中性子照
射量及び温度履歴の条件と同等の条件になるように配置すること。

追加要求なし9-別 1-54

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
（炉心等）
第十三条
燃料体，減速材および反射材ならびにこれらを支持する構造物の材料は，通常運転時における圧力，温度および放射線によって起る最もきびしい
条件において，必要な物理的および化学的性質を保持するものでなければならない。

２

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（炉心等）
第二十三条
１ 第１項の「最もきびしい条件」とは，原子炉
燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造
運転状態に対応した圧力及び温度条件，燃料 物の材料は，通常運転時における圧力，温度及び使用期間中の燃焼度，中性子照射量等の組み 放射線に起因する最も厳しい条件において，必要合わせのうち想定される最もきびしい条件 な物理的及び化学的性質を保持するものでなけをいう。また，「必要な物理的及び化学的性 ればならない。
質」とは，物理的性質については耐放射線性，
寸法安定性，耐熱性，核性質等をいい，化学的性質については耐食性，化学的安定性等をいう。

燃料体，減速材および反射材ならびにこれら ２ 第２項における「附加荷重等」には，燃料体 ２ 燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構を支持する構造物は，最高使用圧力，自重，造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重そのにおける核分裂生成物質の蓄積による燃料
附加荷重等に耐えるものでなければならな
他の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支被覆管の内圧上昇，熱応力等の荷重を含むもい。
持構造物に加わる負荷に耐えるものでなけのとする。
ればならない。

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の解釈

備考

１

第１項に規定する「最も厳しい条件」とは， 追加要求なし
原子炉運転状態に対応した圧力及び温度条
件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照射量等の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件をいう。また，「必要な物理的及び化学的性質」とは，物理的性質については耐放
射線性，寸法安定性，耐熱性及び核性質等をいい，化学的性質については耐食性及び化学的安定性等をいう。

２

第２項における「その他の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物に加わる負荷」には，燃料体における核分裂生成物質の蓄積による燃料被覆管の内圧上昇及び熱応力等の荷重を含むものとする。

9-別 1-55

追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

（熱遮へい材）第十四条
放射線により材料が著しく劣化するおそれがある原子炉圧力容器には，これを防止するため熱遮へい材を施設しなければならない。
２

前項の熱遮へい材は，熱応力による変形により原子炉の運転に支障を及ぼすおそれがないように施設しなければならない。

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

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の解釈（熱遮蔽材）
第二十四条
放射線により材料が著しく劣化するおそれがある原子炉圧力容器には，これを防止するため熱遮蔽材を施設しなければならない。
１

第２項でいう「支障を及ぼすおそれがない」 ２ 前項の熱遮蔽材は，熱応力による変形により発電用原子炉の運転に支障を及ぼすことがとは，遮へい材自身が発生する熱等による変ないように施設しなければならない。
形が原子炉圧力容器の内部構造物に過度の変形を及ぼすことのないように熱遮へい材の材料，構造，取付方法等を考慮すること。

備考

追加要求なし１

第２項に規定する「支障を及ぼすことがな
い」とは，遮蔽材自身が発生する熱等による変形が原子炉圧力容器の内部構造物に過度の変形を及ぼすことのないように熱遮蔽材の材料，構造及び取付方法等を考慮すること。

9-別 1-56

追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（一次冷却材）
第十五条
一次冷却材は，通常運転時における圧力，温度および放射線によって起る最もきびしい条件において，必要な物理的および化学的性質を保持す
るものでなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（一次冷却材）第二十五条
１ 第１５条の「必要な物理的性質」は，核的性一次冷却材は，通常運転時における圧力，温度
質と熱水力的性質に分けられ，核的性質とし 及び放射線によって起る最も厳しい条件においては核反応断面積が核反応維持のために適 て，必要な物理的及び化学的性質を保持するもの
切であること，熱水力的性質については冷却 でなければならない。
能力が適切であること。また，「必要な化学的性質」は，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であること及び通常運
転時において放射線に対して化学的に安定であること。

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の解釈

１

備考

第２５条に規定する「必要な物理的性質」は， 追加要求なし
核的性質と熱水力的性質に分けられ，核的性質としては核反応断面積が核反応維持のために適切であること，熱水力的性質について
は冷却能力が適切であること。また，「必要な化学的性質」は，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であること及び通常運転時において放射線に対して化学的に安定であること。

9-別 1-57

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（燃料取扱設備）
第二十六条
燃料を取り扱う設備は，次の各号により施設しなければならない。

一

通常運転時において使用する燃料を取り扱う能力を有するものであること。

二

燃料が臨界に達するおそれがない構造であること。

三崩壊熱により燃料が溶融しないものであること。

四取扱い中に燃料が破損するおそれがないこと。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
第二十六条
通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下この条において「燃料体等」という。）を取り扱う設備は，次に定めるところにより施設しなければならない。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものであること。

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の解釈

第２６条に規定する「燃料を取り扱う設備」とは，新燃料，再使用燃料又は使用済燃料の装荷，取出又は保管等を行うために使用する設備をいう
２ 第１号に規定する「通常運転時において使用する燃料を取り扱う能力」とは，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取扱いにおいて，関連する機器間を連携し，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる能力があること。
３ 第２号に規定する「燃料が臨界に達するおそ 二 燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。
れがない構造であること」とは，臨界計算により燃料が臨界に達しないことを確認された構造であること。
４ 第３号に規定する「燃料が溶融しない」とは， 三 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
設計計算により，燃料が溶融しないことを確認された冷却能力を有すること。

１

５

５

１

第４号に規定する「燃料が破損するおそれが 四ないこと」とは，以下によること。
・燃料交換機にあっては，掴み機構のワイヤーを二重化すること｡ただし，昭和５２年以前に施設し，又は施設に着手した原子炉施設
においては，構成する機械器具の機能，構造及び動作原理を考慮し，同等の機能維持が確認されること。
・燃料交換機にあっては，燃料取扱中に過荷重となった場合は上昇阻止される措置がなされていること。この場合において，取扱い時の荷重監視等による運転管理による対応も含まれる。
・原子炉建屋天井クレーンにあっては，吊り上げられた使用済燃料運搬用容器が燃料プールに貯蔵された燃料上を走行できない措置を行うこと。ただし，措置には，運用管理での対応も含むものとする。この運用管理にあっては，運搬用容器が燃料上に行かないことを確実にするものであること。また，フックのワイヤー外れ止めを設けること｡

取扱中に燃料体等が破損しないこと。

備考

第１項に規定する「燃料体又は使用済燃料を 追加要求なし
取り扱う設備」とは，新燃料，再使用燃料又は使用済燃料の装荷，取出又は保管等を行うために使用する設備をいう。
２ 第１項第１号に規定する「燃料体等を取り扱 追加要求なし
う能力」とは，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取扱いにおいて，関連する機器間を連携し，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる能力があること。
３ 第１項第２号に規定する「燃料体等が臨界に 追加要求なし
達するおそれがない構造であること」とは，臨界計算により燃料が臨界に達しないことを確認された構造であること。
４ 第１項第３号に規定する「燃料体等が溶融し 追加要求なし
ないものであること」とは，設計計算により，燃料が溶融しないことを確認された冷却能力を有すること。
第１項第４号に規定する「燃料体等が破損しないこと」とは，以下によること。
・燃料交換機にあっては，掴み機構のワイヤーを二重化すること｡
・燃料交換機にあっては，燃料取扱中に過荷重となった場合は上昇阻止される措置がなされていること。この場合において，取扱い時の荷重監視等による運転管理による対応も含まれる。
・原子炉建屋天井クレーンにあっては，吊り上げられた使用済燃料運搬用容器等重量物
が燃料プールに貯蔵された燃料上を走行できない措置を行うこと。ただし，措置には，運用管理での対応も含むものとする。この運用管理にあっては，運搬用容器等重量物が燃料上に行かないことを確実にするものであること。また，フックのワイヤー外れ止めを設けること｡なお，ここでの「使用済燃料運
搬用容器等」の等には，燃料交換機又は原子炉建屋天井クレーンを用いて取扱うものであって，その落下によって燃料を破損させる
おそれがあるものを含む。
・燃料交換機，原子炉建屋天井クレーン等にあっては，適切な落下防止対策等を施すこと
により，その落下により燃料を破損するおそれがないとしてもよい。

9-別 1-58

追加要求
燃料交換機の掴み機構のワイヤーについては，昭和５２
年以前に施設又は施設に着手した原子炉施設を対象とした記載が削除された。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

五

燃料を封入する容器は，取扱い中における衝撃，熱等に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。

６七

燃料取扱い中に燃料を取り扱うための動力源がなくなった場合に，燃料を保持する機構を設ける等により燃料の落下を防止できること。

８

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

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の解釈

備考

第５号に規定する「容易に破損しないもの 五 燃料体等を封入する容器は，取扱中における ６ 第１項第５号に規定する「容易に破損しない 追加要求なし
衝撃，熱その他の容器に加わる負荷に耐え，であること」とは，「実用発電用原子炉の設ものであること」とは，「実用発電用原子炉
かつ，容易に破損しないものであること。
置，運転等に関する規則（通商産業省令第の設置，運転等に関する規則（昭和５３年通７７号 昭和５３年１２月２８日）｣第１３
商産業省令第７７号）｣第８８条第１項第３条第１項第３号ロに規定されている「容易号ロに規定されている「容易かつ安全に取扱かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬うことができ，かつ，運搬中に予想される温中に予想される温度及び内圧の変化，振動度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破等により，き裂，破損等が生じるおそれが損 等 が 生 じ る お そ れがな い も ので あ るこ
ないものであること」。
と」。
なお，｢核燃料物質等の工場又は事業所の外
なお，「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則第３条等の規定における運搬に関する規則第３条等の規定に基づく核燃料物質等の工場又は事業所のに基づく核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等（平成２年１１月２８日 科学技術
る細目等」（以下「科技庁告示第５号」とい
庁告示第５号）」を満たすものを，「燃料を封う。）を満たすものを，「燃料体等を封入する
入する容器」として用いてもよい。
容器」として用いてもよい。
７ 第５号に規定する「容器」は，「実用発電用
７ 第１項第５号に規定する「容器」は，「実用原子炉の設置，運転等に関する規則（通商産
発電用原子炉の設置，運転等に関する規則」
業省令第７７号 昭和５３年１２月２８日）」
を準用し，理論的若しくは適切な試験又は実を準用し，理論的又は適切な試験・実験によ験により所定の機能が満足されていること。
り所定の機能が満足されていること。
六 前号の容器は，内部に燃料を入れた場合に，追加要求なし六 前号の容器は，内部に燃料体等を入れた場合
放射線障害を防止するため，その表面の線量に，放射線障害を防止するため，その表面の当量率及びその表面から一メートルの距離
線量当量率及びその表面から一メートルのにおける線量当量率がそれぞれ別に告示す
距離における線量当量率がそれぞれ原子力る線量当量率を超えないように遮へいでき
規制委員会の定める線量当量率を超えないるものであること。ただし，管理区域内におように遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものにいてのみ使用されるものについては，この限ついては，この限りでない。
りでない。

（燃料貯蔵設備）第二十五条
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。

第７号に規定する「燃料取扱い中に燃料を取 七 燃料体等の取扱中に燃料体等を取り扱うための動力源がなくなった場合に，燃料体等をり扱うための動力源が無くなった場合でも保持する構造を有する機器を設けることに燃料を保持する機構」とは，動力源である電より燃料体等の落下を防止できること。
源又は空気が喪失した場合でも燃料を保持できる性能を有すること｡

８

第１項第７号に規定する「燃料体等の取扱中に燃料体等を取り扱うための動力源がなくなった場合に，燃料体等を保持する構造」とは，動力源である電源又は空気等が喪失した
場合でも燃料を保持できる性能を有すること｡

２ 燃料体等を貯蔵する設備は，次に定めるところにより施設しなければならない。

追加要求なし追加要求なし9-別 1-59

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

備考

一

燃料が臨界に達するおそれがない構造であること。

１第１号に規定する「燃料が臨界に達するおそ 一 燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。
れがない構造であること」とは，臨界計算により，燃料が臨界に達しないことを確認された構造であること。

９二

崩壊熱により燃料が溶融しないものであること。

２第２号に規定する「燃料が溶融しないもので 二 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
あること」ついては，設計計算により，燃料が溶融しないことを確認された冷却能力を有すること。

１０ 第２項第２号に規定する「燃料体等が溶融しないものであること」とは，設計計算により，燃料が溶融しないことを確認された冷却能力を有すること。

三

燃料を必要に応じて貯蔵することができる
容量を有するものであること。

３第３号に規定する「燃料を必要に応じて貯蔵 三 燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものであること。
することができる容量を有する」とは，原子炉に全て燃料が装荷されている状態で，使用済燃料及び貯蔵されている取替燃料に加えて，１炉心分以上の容量を確保すること。この場合において，｢容量｣には，第６号に規定するキャスク貯蔵分を含むことができる。

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。

１１ 第２項第３号に規定する「燃料体等を必要 追加要求なしに応じて貯蔵することができる容量を有する」とは，発電用原子炉に全て燃料が装荷されている状態で，使用済燃料及び貯蔵されている取替燃料に加えて，１炉心分以上の容量を確保すること。この場合において，｢容量｣には，第６号に規定するキャス
ク貯蔵分を含むことができる。
追加要求なし四イ

水があふれ，又は漏れるおそれがない構造であること。

４ロ

燃料の放射線を遮へいするために必要な量の水があること。

５

ハ

燃料の被覆が著しく腐しよくするおそれがある場合は，これを防止すること。

ニ

水の漏えい及び水槽の水温の異常を検知できること。

第４号イに規定する「漏れるおそれがない構造」とは，プール内面をステンレス鋼等でライニングすること，燃料プールに必要な水位
より低い位置に排水口を設けないこと。

第４号ロに規定する「燃料の放射線を遮へいするために必要な量の水」とは，燃料取替作
業時に線量限度（実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度を定める告示（平成１３年経済産業省告示
第１８７号）による。
）を超えないよう放射線を遮蔽するために必要な量の水をいう。
この場合において，常用の補給水系統の一つが機能しない場合においても，放射線を遮蔽するために必要な水量が確保できること。ただし，既設プラントにおいては，仮設ホース等の本設以外の設備による対応も同等とみなす。
６ 第４号ハに規定する「燃料の被覆が著しく腐しょくするおそれがある場合は，これを防止すること」とは，浄化装置を設置すること。

７

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽（以下「使用済燃料貯蔵槽」という。）
は，次に定めるところによること。

第２項第１号に規定する「燃料体等が臨界に 追加要求なし
達するおそれがない構造であること」とは，臨界計算により，燃料が臨界に達しないことを確認された構造であること。
追加要求なしイ 放射性物質を含む水があふれ，又は漏れな １２ 第２項第４号イに規定する「漏れない構 追加要求なし
い構造であること。
造」とは，プール内面をステンレス鋼等でライニングすること，燃料プールに必要な水位より低い位置に排水口を設けないこと。
ロ 使用済燃料その他高放射性の燃料体の放 １３ 第２項第４号ロに規定する「使用済燃料そ 追加要求なし
射線を遮蔽するために必要な量の水があの他高放射性の燃料体の放射線を遮蔽すること。
るために必要な量の水」とは，燃料取替作
業時に線量限度（「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成２７年原子力規制委員会告示第８号）」による。）を超えないよう放射線を遮蔽するために必要な量の水をいう。
この場合において，常用の補給水系統の一つが機能しない場合においても，放射線を遮蔽するために必要な水量が確保できること。
ハ 使用済燃料その他高放射性の燃料体の被 １４ 第２項第４号ハに規定する「使用済燃料そ 追加要求なし
覆が著しく腐食するおそれがある場合は，の他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐これを防止すること。
食するおそれがある場合は，これを防止すること」とは，浄化装置を設置すること。

第４号ニに規定する「水の漏えい及び水温の異常を検知できる」とは，水槽の水位及び水追加要求なし9-別 1-60

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈

温を監視する装置を設置し，更に水槽の水位については，中央制御室へ警報を発する装置を設置すること

ホ五

燃料取扱い中に想定される燃料の落下時 ８ 第４号ホに規定する「その機能が損なわれなにおいてもその機能が損なわれないこと。
い」とは，落下した燃料によって使用済燃料
プールの機能を失うような損傷は生じさせないよう必要な強度のライニングを施設すること。

ニ

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

燃料落下により燃料が破損して放射性物質 ９ 第５号に規定する「放射性物質の放出を低減 五 燃料体等の落下により燃料体等が破損してが放出されることに伴い公衆に放射線障害
放射性物質が放出されることに伴い公衆にする施設」とは，空気系の浄化装置をいい，を及ぼすおそれがある場合，放射性物質によ放射線障害を及ぼすおそれがある場合，放射第３２条第４号（原子炉格納施設の雰囲気のる原子力発電所外への影響を低減するため，性物質による敷地外への影響を低減するた浄化）に規定された施設を兼ねることができ
燃料貯蔵設備を格納する施設及び放射性物
め，燃料貯蔵設備の格納施設及び放射性物質
る。また，空気系の浄化装置として専用のも質の放出を低減する施設を施設すること。
の放出を低減する発電用原子炉施設を施設のを施設する場合，その浄化装置の機能につすること。
いては，設置許可申請書添付書類十において評価した当該事象による放射性物質の放出量の評価の条件として設定した浄化装置の処理容量及びフィルターよう素除去効率に非保守的な変更がないことを確認すること。
１０ 第５号に規定する「公衆に放射線障害を及
ぼすおそれがある場合」とは，燃料貯蔵プール等への燃料落下による敷地境界外の実効線量が｢発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 13 年 3 月
29 日原子力安全委員会一部改訂）｣にある「４．２事故（５）周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと｣を満たさないことをいう。この場合において，核原料，核燃料及び原子炉の規制に関する法律第２４条（または第２６条）に基づき許可を受けた原子炉設置許可（変更）申請において確認されていることを，関連する設備が同申請要件を満たしていることにより確認することができる。

備考「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」の第４７条第１項に記載がある。
追加要求

１５ 第２項第４号ニに規定する「その機能が損なわれない」とは，落下した燃料体等やクレーン等の重量物によって使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ）の機能を失うような損傷は生じさせないよう必要な強度のライニングを施設すること。この場合において，クレーン等にあっては，適切な落下防止対策等を施すことにより，使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ）の機能を維持することとしてもよい。
１６ 第２項第５号に規定する「放射性物質の放 追加要求なし
出を低減する発電用原子炉施設」とは，空気系の浄化装置をいい，第４４条第４号（原子炉格納施設の雰囲気の浄化）に規定された施設を兼ねることができる。また，
空気系の浄化装置として専用のものを施設する場合，その浄化装置の機能について
は，設置許可申請書において評価した当該事象による放射性物質の放出量の評価の条件として設定した浄化装置の処理容量及びフィルターよう素除去効率に非保守的な変更がないことを確認すること。
１７ 第２項第５号に規定する「公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合」とは，燃料貯蔵プール等への燃料落下による敷地境
界外の実効線量が｢発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年
８月３０日原子力安全委員会決定）｣にある「４．２事故（５）周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと｣を満たさないことをいう。この場合
において，核原料，核燃料及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の５（又は第４３条の３の８）に基づき許可を受けた原
子炉設置（変更）許可申請において確認されていることを，関連する設備が同申請要件を満たしていることにより確認することができる。

9-別 1-61

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
六

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

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の解釈

使用済燃料を原子力発電所内に貯蔵する乾１１ 第６号に規定する「乾式キャスク」は，第 六 使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式キャ式キャスク（以下「キャスク」という。
）は，
スク（以下「キャスク」という。）は，次に２５条第１号及び第２号で規定する臨界次によること。
定めるところによること。
防止機能及び除熱機能に加え，第６号の要件を満足すること。

１８ 第２項第６号に規定する「乾式キャスク」
は，金属キャスクのことをいい，第１号及び第２号で規定する臨界防止機能及び除熱機能に加え，第６号の要件及び「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足すること。

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。

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮へい能力を有すること。
ハ 使用済燃料の被覆の著しい腐食又は変形を防止できること。

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

１２ 第６号イの規定は以下によること。
・耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケット等のシールを採用すること・蓋部を一次蓋と二次蓋の二重とし，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより密封性を監視できること
・キャスク内部の負圧を維持できること

ロ

ニ

七

キャスク本体等は，使用される温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料及び構造であること。

取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよ
うにすること。

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。

ロ

１３ 第６号ハに規定する「腐食を防止できる」とは，キャスク内部に不活性ガスを保持できる構造とすることにより被覆管の腐食を防止すること。

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すること。
ハ 使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。

備考

追加要求
平成 11 年 3 月 10 日に許可を受けた東海第二発電所の乾式キャスクは，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委
員会了承）」の要件を満足している。
１９ 第２項第６号イの規定は以下によること。 追加要求なし
・耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケット等のシールを採用すること・蓋部を一次蓋と二次蓋の二重とし，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより密封性を監視できること
・キャスク内部の負圧を維持できること
追加要求なし２０ 第２項第６号ハに規定する「腐食を防止できる」とは，キャスク内部に不活性ガスを保持できる構造とすることにより被覆管の腐食を防止すること。

追加要求なし追加要求なしニ

キャスク本体その他のキャスクを構成する部材は，使用される温度，放射線，荷重
その他の条件に対し，適切な材料及び構造であること。
七 取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよ
うにすること。

追加要求なし9-別 1-62

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省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（原子炉冷却材圧力バウンダリ）（原子炉冷却材圧力バウンダリ）
第十六条の二第二十七条
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器 １ 第１６条の２に規定する「一次冷却系統に係
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器
は，一次冷却系統に係る施設の損壊等に伴う衝る施設の損壊等に伴う衝撃」とは，原子炉冷 は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加等に耐却材喪失事故に伴うジェット反力等，安全弁 その他の異常に伴う衝撃，炉心の反応度の変化にえるように施設しなければならない。
等の開放に伴う荷重をいう。また，「炉心の よる荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウ
反応度の変化による荷重の増加」とは，運転 ンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるよ
時の異常な過渡変化及び事故時において，反 うに施設しなければならない。
応度が炉心に投入されることにより１次冷却系の圧力が増加することに伴う荷重の増加をいう。この場合において，浸水燃料の破裂に加えて，ペレット／被覆管機械的相互作
用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。
２ 通常時閉・事故時閉であって，原子炉運転時にも短時間開となり事故時開になるおそれのある配管の弁（具体的には残留熱除去系配管の隔離弁）に対しては，日本電気協会「原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器
バウンダリの範囲を定める規程」（JEAC4602-2004）の定義である「内側隔離弁までを原子炉冷却材圧力バウンダリとする」を適用するに当たって，以下の要件を満たすこと。
－ 内側隔離弁からの漏えいを原因として原
子炉冷却材の大量漏えいを防止するため，内側隔離弁から外側隔離弁までの配管，外側隔離弁が必要な耐圧機能を有すること。

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の解釈

１

第２７条に規定する「一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に伴う衝撃」とは，原子炉冷却材喪失事故に伴うジェット反力等，安全弁等の開放に伴う荷重をいう。
２ 第２７条に規定する「炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事
故時において，反応度が炉心に投入されることにより１次冷却系の圧力が増加することに伴う荷重の増加をいう。この場合において，浸水燃料の破裂に加えて，ペレット／被覆管機械的相互作用を原因とする破損によ
る衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。

9-別 1-63

備考

追加要求なしただし，第２条の解釈５にて原子炉冷却材圧力バウンダ
リの範囲が拡大した。

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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

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の解釈（原子炉冷却材圧力バウンダリの漏えい等）（原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等）
第十六条の三第二十八条
原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却 １ 第１項に規定する「原子炉冷却材の流出」と原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却 １ 第１項に規定する「原子炉冷却材の流出」と材の流出を制限するために隔離装置を施設しな
は，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する 材の流出を制限するよう，隔離装置を施設しなけ
は，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続するければならない。
ればならない。
配管等が破損することによって原子炉冷却配管等が破損することによって原子炉冷却材が流出することをいう。
材が流出することをいう。

２

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。

２

第２項に規定する「原子炉冷却材圧力バウン ２ 発電用原子炉施設には，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ダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出す出する装置を施設しなければならない。
る装置」とは，漏えい位置を特定できない格
納容器内の漏えいに対しては，１時間以内に０．２３立方メートルの漏えい量を検出する能力を有すること。
３ 通常時閉・事故時閉であって，原子炉運転時にも短時間開となり事故時開になるおそれある配管の弁（具体的には残留熱除去系配管の隔離弁）に対しては，日本電気協会「原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バ
ウンダリの範囲を定める規程」（JEAC4602-2004）の定義である「内側隔離弁までを原子炉冷却材圧力バウンダリとする」を適用するに当たって，以下の要件を満たすこと。
－ 内側隔離弁開による原子炉冷却材の大量漏えいを防止するため，低圧時にのみ開となること。

２第２項に規定する「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」とは，漏えい位置を特定できない格
納容器内の漏えいに対しては，１時間以内に０．２３立方メートルの漏えい量を検出する能力を有すること。

9-別 1-64

備考

追加要求なしただし，第２条の解釈５にて原子炉冷却材圧力バウンダ
リの範囲が拡大した。
追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
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実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（一次冷却材の排出）（一次冷却材処理装置）
第十八条
第二十九条
放射性物質を含む一次冷却材（第十六条第四号 １ 第１８条に規定する「安全に処理する装置」
放射性物質を含む一次冷却材（第三十三条第四の装置から排出される放射性物質を含む流体をとは，放射性物質を含む一次冷却材を通常運 号の装置から排出される放射性物質を含む流体含む。）を通常運転時において一次冷却系統外に転時において一次冷却系統外に排出する場 を含む。）を通常運転時において一次冷却系統外
排出する場合は，これを安全に処理する装置を施合に，これを最終的に放射性廃棄物処理設備 に排出する場合は，これを安全に処理する装置を設しなければならない。
施設しなければならない。
に適切に導く施設であること。

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の解釈

１

備考

第２９条に規定する「安全に処理する装置」 追加要求なしとは，放射性物質を含む一次冷却材を通常運転時において一次冷却系統外に排出する場
合に，これを最終的に放射性廃棄物処理設備に適切に導く施設であること。

9-別 1-65

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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

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の解釈（逆止め弁の設置）（逆止め弁）
第十九条
第三十条
放射性物質を含む一次冷却材を内包する容器 １ 第１９条に規定する「逆流するおそれがない
放射性物質を含む一次冷却材を内包する容器 １ 第３０条に規定する「逆流するおそれがない
若しくは管又は放射性廃棄物を処理する設備（排場合」とは，直接接続されていない場合，又 若しくは管又は放射性廃棄物を処理する設備（排場合」とは，直接接続されていない場合，又気筒並びに第二十八条及び第三十一条に規定すは十分な圧力差を有している場合をいう。
は十分な圧力差を有している場合をいう。
気筒並びに第四十条及び第四十三条に規定するるものを除く。第二十一条において同じ。）へ放ものを除く。第四十七条において同じ。）へ放射
射性物質を含まない流体を導く管には，逆止め弁性物質を含まない流体を導く管には，逆止め弁をを設けなければならない。ただし，放射性物質を設けなければならない。ただし，放射性物質を含含む流体が放射性物質を含まない流体を導く管
む流体が放射性物質を含まない流体を導く管にに逆流するおそれがない場合は，この限りでな逆流するおそれがない場合は，この限りでない。
い。

9-別 1-66

備考

追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
（準用）
第三十四条
３ 第九条第十五号の規定及び発電用火力設備に関する技術基準を定める省令第三章の規定は，原子力発電所に施設する蒸気タービン
及びその附属設備について準用する。

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省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（蒸気タービン）
第三十一条
２ 第２項及び第３項において準用する第９条
第十七条第十五号の規定及び発電用火力設備に関する技術基準を定める省令（平成九年通商産第１５号に規定する「主要な耐圧部の溶接部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいう。 業省令第五十一号）第三章の規定は，設計基準対原子力発電所に係る補助ボイラー，蒸気ター 象施設に施設する蒸気タービンについて準用すビンに係る蒸気だめ，補助ボイラーに属する る。
燃料燃焼設備若しくは蒸気タービンに係る熱交換器又は補助ボイラー若しくは蒸気タービンに係る管であって，外径 150mm 以上のもののうち，次の圧力以上の圧力が加えられるもの
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度 100℃未満のものについては，最高使用
圧力 1960ｋPa
ロ イ以外の容器については，最高使用圧力
98kPa
ハ イ以 外の管 について は，最 高使用 圧力
980kPa（長手継手にあっては，490kPa）

３

第２項及び第３項において準用する第９条
第１５号の規定に適合する溶接部とは，「溶接規格 2007」及び「設計・建設規格 2005
（2007）」の規定に『日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－１０）』の要件を付したものに適合した溶接部をいう。
（溶接規格 2007 技術評価書及び設計・建設
規格 2007 技術評価書）

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の解釈

１

備考

第３１条において準用する第１７条第１５ 追加要求号に規定する「主要な耐圧部の溶接部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいう。
液化ガスの記載が（１）設計基準対象施設の蒸気タービンに係る蒸 追加されているが，
気だめ又は熱交換器の次に定める圧力以 東 海 第 二 発 電 所 に上の圧力を加えられる部分（以下「耐圧 は該当設備はない。
部」）について溶接を必要とするもの
なお，蒸気タービン
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度 に つ い て は ， 従 来
１００℃未満のものについては，最高使用 「 発 電 用 火 力 設 備
圧力１９６０ｋＰａ
に関する技術基準
ロ 液化ガス（通常の使用状態での温度におけ を定める省令」の規る飽和圧力が１９６ｋＰａ以上であって 定を準用しており，
現に液体の状態であるもの又は圧力が１ 追加要求はない。
９６ｋＰａにおける飽和温度が３５℃以下であって現に液体の状態であるものをいう。以下同じ。）用の容器又は管については，最高使用圧力０ｋＰａ
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については，最高使用圧力９８ｋＰａ
ニ イ又はロに規定する管以外の管については，最高使用圧力９８０ｋＰａ（長手継手の部分にあっては，４９０ｋＰａ）（２）設計基準対象施設の蒸気タービンに係る外径１５０ｍｍ以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの
２ 第３１条において準用する第１７条第１５号の規定に適合する溶接部は，次の（１）又は（２）のいずれかに適合したものをいう。
（１）「溶接規格 2007」及び「設計・建設規格
2005(2007)」の規定に「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（２）「溶接規格 2012(2013)」及び「設計・建設
規格 2012」の規定に「日本機械学会「設計・建設規格」及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」及び「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（「溶接規格 2007 技術評価書」，「溶接規格
2012(2013)技術評価書」，「設計・建設規格
2007 技術評価書」及び「設計・建設規格
2012 技術評価書」）
３ 第３１条において蒸気タービン（その附属設備を含む）について「発電用火力設備に関する技術基準を定める省令」（平成９年３月２
9-別 1-67

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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

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の解釈
７日通商産業省令第五十一号。以下「火力省令」という。）第３章の規定を準用する範囲
は，ＰＷＲでは図－１，ＢＷＲでは図－２の区分図によること。
４ 火力省令の準用に当たっては，「発電用火力設備の技術基準の解釈」（2013507 商局第 2号（平成２５年５月１７日経済産業省商務流通保安グループ制定））の該当部分によること。

9-別 1-68

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（非常用炉心冷却設備）
第十七条
原子力発電所には，非常用炉心冷却設備を施設しなければならない。
２ 非常用炉心冷却設備は，次の機能を有するものでなければならない。
一 燃料被覆管の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生ずる温度を超えて上昇することを防止できるものであること。

二

燃料被覆管と冷却材との反応により著しく多量の水素を生ずるものでないこと。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（非常用炉心冷却設備）
第三十二条
発電用原子炉施設には，非常用炉心冷却設備を施設しなければならない。
２ 非常用炉心冷却設備は，次の機能を有するものでなければならない。
１ 第２項第１号に規定する「燃料体の著しい破 一 燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料損を生ずる温度を超えて上昇することを防体の著しい破損を生ずる温度を超えて上昇止できる」とは，「軽水型動力炉の非常用炉することを防止できるものであること。
心冷却系の性能評価指針（平成４年６月１１
日 原子力安全委員会一部改定）」に基づいて想定冷却材喪失事故の解析を行った結果，燃料被覆の温度，燃料被覆の化学量論的酸化量が同指針に規定する判断基準を満足することをいい，具体的には，非常用炉心冷却設備の仕様が核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第２４条（または第２６条）に基づき許可を受けた原子炉の設置（変更）許可申請書（以下，設置許可申請書という。）添付書類八に規定された仕様を満足するとともに，添付書類十（添付書類八に記載のない事項）における評価条件と比較して非保守的な変更が無いことを確認すること。また，ＰＷＲにあっては，蓄圧注入系の蓄圧タンクの保持圧力及び保有水量に非保守的な変更がないことを確認すること。なお，第８条第２項に規定する試験及び検査並びに第１７条第４項に規定する試験の非常用炉心冷却ポンプへの適用に際し，設置許可申請添付書類八に記載された仕様値が同添付書類
十に適用された入力仕様値と異なる場合には，既設プラントにおける測定上の制約及び設計時の裕度を考慮することができ，同添付書類十に適用された入力仕様値を満たすことにより確認することができる。
２ 第２項第２号に規定する「著しく多量の水素 二 燃料被覆材と冷却材との反応により著しくを生ずるものでない」とは，前号の要求条件
多量の水素を生ずるものでないこと。
に基づく想定冷却材喪失事故解析において発生する水素量が同指針に規定する判断基
準を満足することをいい，具体的には，非常用炉心冷却設備の仕様が設置許可申請書添付書類八に規定された仕様を満足するとともに，同添付書類十における評価条件と比較して非保守的な変更が無いことを確認することをいう。なお，第８条第２項に規定する試験及び検査並びに第１７条第４項に規定する試験の非常用炉心冷却ポンプへの適用

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の解釈

備考

追加要求なし追加要求なし１

第２項第１号に規定する「燃料体の著しい破 追加要求なし
損を生ずる温度を超えて上昇することを防止できる」とは，「軽水型動力炉の非常用炉
心冷却系の性能評価指針（平成４年６月１１
日 原子力安全委員会一部改定）」に基づいて想定冷却材喪失事故の解析を行った結果，燃料被覆の温度，燃料被覆の化学量論的酸化量が同指針に規定する判断基準を満足することをいい，具体的には，非常用炉心冷却設備の仕様が原子炉等規制法第４３条の３の５（または第４３条の３の８）に基づき許可を受けた原子炉の設置（変更）許可申請書（以下設置許可申請書という。）添付書類八に記載された仕様を満足するとともに，設置（変更）許可申請書における評価条件と比較して非保守的な変更がないことを確認すること。
また，ＰＷＲにあっては，蓄圧注入系の蓄圧タンクの保持圧力及び保有水量に非保守的な変更がないことを確認すること。

２

第２項第２号に規定する「著しく多量の水素を生ずるものでない」とは，前号の要求条件に基づく想定冷却材喪失事故解析において発生する水素量が同指針に規定する判断基
準を満足することをいい，具体的には，非常用炉心冷却設備の仕様が設置（変更）許可申請書添付書類八に記載された仕様を満足するとともに，設置（変更）許可申請書における評価条件と比較して非保守的な変更がな
いことを確認することをいう。

9-別 1-69

追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

３

非常用炉心冷却設備は，原子炉圧力容器内又は原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに冷却材中の異物の影響につき想定される最も厳しい条件下においても，正常に機能する能力を有するものでなければならない。

４

非常用炉心冷却設備は，その能力の維持状況を確認するため，原子炉の運転中に試験ができるように施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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に際し，設置許可申請添付書類八に記載された仕様値が同添付書類十に適用された入力
仕様値と異なる場合には，既設プラントにおける測定上の制約及び設計時の裕度を考慮することができ，同添付書類十に適用された
入力仕様値を満たすことにより確認することができる。
３ 第３項に規定する「想定される最も厳しい条 ３ 非常用炉心冷却設備は，原子炉圧力容器内又件下」とは，予想される最も小さい有効吸込
は原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに水頭をいい，非常用炉心冷却設備に係るろ過
冷却材中の異物の影響につき想定される最装置の性能については「非常用炉心冷却設備も厳しい条件下においても，正常に機能する又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の能力を有するものでなければならない。
性能評価等について（内規）（平成 20・02・
12 原院第 5 号）
」によること。

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の解釈

３

第３項に規定する「想定される最も厳しい条件下」とは，予想される最も小さい有効吸込
水頭をいい，非常用炉心冷却設備に係るろ過装置の性能については「非常用炉心冷却設備
又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第 5 号（平成２０年２月２７日
原子力安全・保安院制定））によること。
４ 第４項に規定する「原子炉の運転中に試験が ４ 非常用炉心冷却設備は，その能力の維持状況 ４ 第４項に規定する「発電用原子炉の運転中にできるように施設しなければならない」機器
試験ができるように施設しなければならなを確認するため，発電用原子炉の運転中に試験ができるように施設しなければならない。
とは，「動的機器（ポンプ及び事故時に動作い」機器とは，動的機器（ポンプ及び事故時
する弁等）
」をいう。
に動作する弁等）をいう。

9-別 1-70

備考

追加要求なし追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（循環設備等）第十六条
原子力発電所には，次の各号に掲げる設備を施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（循環設備等）第三十三条
１ 第１６条各号の設備として，少なくとも次の発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設
設備又は同等の機能を有する設備を保有す しなければならない。
ること。
BWR
PWR

第３３条各号の設備として，少なくとも次の設備又は同等の機能を有する設備を保有す
ること。
BWR
PWR

原子炉再循
環系

一次冷却系

第１号に該
当するもの

原子炉再循
環系

一次冷却系

第２号に該
当するもの

原子炉圧力
制御系

加圧器圧力制
御系

第２号に該
当するもの

原子炉圧力
制御系

加圧器圧力制
御系

第３号に該
当するもの

原子炉給水
制御系
原子炉隔離
時冷却系
制御棒駆動
水圧系
原子炉冷却
材浄化系

化学体積制御
系

第３号に該
当するもの

化学体積制御系

化学体積制御
系

第４号に該
当するもの

原子炉給水
制御系
原子炉隔離
時冷却系
制御棒駆動
水圧系
原子炉冷却
材浄化系

第５号に該
当するもの

原子炉隔離
時冷却系
(*1)
残留熱除去
系(*2)
隔離時復水
器系(*1)

補助給水系(*1) (*2)
余熱除去系
(*2)

第５号に該
当するもの

原子炉隔離
時冷却系
(*1)
残留熱除去
系(*2)
隔離時復水
器系(*1)

補助給水系(*1) (*2)
余熱除去系
(*2)

第６号に該
当するもの

原子炉補機
冷却系
原子炉補機
冷却海水系

原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷
却海水系

第６号に該
当するもの

原子炉補機
冷却系
原子炉補機
冷却海水系

原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷却海水系(*1)

短時間の全交流電源喪失時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。ただし，補助給水系にあってはタービン駆動のものに限る。
(*2) 原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。

原子炉圧力容器内において発生した熱を除去するために，熱を輸送することができる容

１

第１号に該
当するもの

第４号に該
当するもの

一

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の解釈

備考

追加要求

化学体積制御系(*1)

重大事故等に対処するために必要な電源
設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。ただし，補助給水系にあってはタービン駆動のものに限る。
(*2) 原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。
一

原子炉圧力容器内において発生した熱を除去するために，熱を輸送することができる容追加要求なし9-別 1-71

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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量の一次冷却材を循環させる設備
二

負荷の変動等による原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設備

三

通常運転時又は一次冷却材の小規模漏えい時等に生じた一次冷却材の減少分を自動的に補給する設備

四一次冷却材中の不純物及び放射性物質の濃度を原子力発電所の運転に支障を及ぼさない値以下に保つ設備
五 原子炉停止時（短時間の全交流動力電源喪失時を含む。
）に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備

六前号の設備により除去された熱を最終的な熱の逃がし場へ輸送することができる設備

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の解釈

備考

量の一次冷却材を循環させる設備
二

負荷の変動その他の発電用原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設備
２ 第３号に規定する「一次冷却材の小規模漏え 三 通常運転時又は一次冷却材の小規模漏えいい時」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリを時に発生した一次冷却材の減少分を自動的に補給する設備
構成する弁，ポンプ等のシール部および原子炉冷却材圧力バウンダリの小き裂等からの原子炉冷却材の漏えいをいう。なお，「漏えい時等」の「等」は，安全弁の正常な作動による原子炉冷却材の体積の減少をいう。
四 一次冷却材中の不純物及び放射性物質の濃度を発電用原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以下に保つ設備
五 発電用原子炉停止時（全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまでの間を含む。）に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備
３ 第６号の設備には第１６条第５号の設備に 六 前号の設備により除去された熱を最終ヒー
トシンクへ輸送することができる設備より除去された熱を最終的な熱の逃がし場へ輸送することが要求されているが，短時間の全交流動力電源喪失時における機能確保は要求されない。

追加要求なし２第３号に規定する「一次冷却材の小規模漏え 追加要求なし
い時」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する弁，ポンプ等のシール部および原子炉冷却材圧力バウンダリの小き裂等からの原子炉冷却材の漏えいをいう。なお，「一次冷却材の減少」には，安全弁の正常な作動による原子炉冷却材の体積の減少も含まれる。
追加要求なし追加要求

３ 第６号の設備には第５号の設備により除去された熱を最終的な熱の逃がし場へ輸送することが要求されているが，重大事故等に対処するために必要な電源設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時における機能確保は要求されない。

9-別 1-72

追加要求技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（計測装置）
第二十条
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。

（計測装置）
第三十四条
１ 第２０条における計測する手段としてはサ
発電用原子炉施設には，次に掲げる事項を計測
ンプリングによる測定，演算（炉周期）が含 する装置を施設しなければならない。ただし，直接計測することが困難な場合は，当該事項を間接まれる。
第１１号の計測の場合，「間接的に測定する 的に測定する装置を施設することをもって，これ装置をもつて替えることができる。」とは， に代えることができる。
排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
一 炉心における中性子束密度
一 炉心における中性子束密度
二 炉周期
二 炉周期
三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場
三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場
合にあっては，その濃度合にあっては，その濃度
四 一次冷却材に関する次の事項
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
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
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
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 ２ 第１項第６号に規定する「可燃性ガス濃度」 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とは，ＢＷＲにおいては，酸素・水素ガス濃の濃度，放射性物質の濃度及び線量当量率
度，ＰＷＲにおいては，水素ガス濃度をいう。
七八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

３第１項第７号はＢＷＲに対して，第８号はＰ 七 主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タＷＲに対して適用される。
ービン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中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

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の解釈

１

第３４条における計測する手段としてはサンプリングによる測定，演算（炉周期）が含まれる。第１項第１１号の計測の場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。」とは，排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。

備考

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし２

第１項第６号に規定する「可燃性ガスの濃度」とは，ＢＷＲにおいては，酸素・水素ガ
ス濃度，ＰＷＲにおいては，水素ガス濃度をいう。
３ 第１項第７号はＢＷＲに対して，第８号はＰＷＲに対して適用される。

追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-73

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
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二条
第九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

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
４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第１項第１１号に規定する「放射性物質によ 十一 放射性物質により汚染するおそれがあるり汚染するおそれがある管理区域」とは，管管理区域（管理区域のうち，その場所にお理区域を規定する以下の３要素のうち外部
ける外部放射線に係る線量のみが実用炉
規則第二条第二項第四号に規定する線量
放射線に係る線量のみが発電用原子力設備を超えるおそれがある場所を除いた場所
に関する放射線による線量等の技術基準（平をいう。以下同じ。）内に開口部がある排成１３年告示第１８８号）に規定される基準
水路の出口又はこれに近接する箇所におを超える管理区域以外の管理区域をいい，３
ける排水中の放射性物質の濃度要素のうちＡ，Ｂ及びＣの組み合わせ，ＡとＢ若しくはＡとＣの組み合わせ，ＢとＣの組
み合わせ又はＢ若しくはＣのみで規定される管理区域のことをいう。この場合において，管理区域の３要素は以下による。
Ａ．その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する実効線量を超えるおそれがあるもの。
Ｂ．空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。）の濃度が別に告示する濃度を超えるおそれがあるもの。
Ｃ．放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるもの。
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（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）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の濃度

４第１項第１１号に規定する「放射性物質により汚染するおそれがある管理区域」とは，管理区域を規定する以下の３要素のうち外部
放射線に係る線量のみが「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に規定される基準を超える管理区域以外の管理区域をいい，３要素のうちＡ，Ｂ及びＣの組み合わせ，ＡとＢ若しくはＡとＣの組み合わせ，ＢとＣの組み合わせ又はＢ若しくはＣのみで規定される管理区域のことをいう。この場合において，管理区域の３要素は以下による。
Ａ．その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する実効線量を超えるおそれがあるもの。
Ｂ．空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。）の濃度が別に告示する濃度を超えるおそれがあるもの。
Ｃ．放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるもの。

備考
追加要求なし追加要求なし十二十四

十四 原子力発電所における風向及び風速
２ 前項第六号に掲げる装置であって線量当量率を計測する装置にあっては，多重性及び独立性を有しなければならない。

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の解釈

５

第１項第１３号に規定する装置のうち，恒設のモニタリング設備については，非常用電源
設備に接続するか，無停電電源装置などにより電源復旧までの期間の電気の供給を担保できる設計であること。また，必要な情報を
原子炉制御室又は適切な場所に表示できる設計であること。さらに，そのデータ伝送系
は多様性を有する設計であること。

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位

追加要求

追加要求なし「発電用原子炉設
備に関する技術基準を定める省令」の第二十五条第１項
第四号ニに記載がある。
追加要求なし追加要求なし十五 敷地内における風向及び風速
２ 前項第六号に掲げる装置であって線量当量率を計測する装置にあっては，多重性及び独立性を確保しなければならない。
9-別 1-74

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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３

３

第一項第一号及び第三号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，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。

第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置（第一項第十二号に掲げる事項を計測する装置にあっては，燃料取扱設 備及 び 燃 料 貯 蔵 設備に 属 す る も の に限る。）にあっては，外部電源が喪失した場合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
５ 第３項に規定する「計測結果を表示し，かつ， ４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計記録することができる」とは，事故時の情報
測結果を表示し，記録し，及びこれを保存すを与える主たる放射線計測装置（「発電用軽ることができるものでなければならない。た水型原子炉施設における事故時の放射線計
だし，設計基準事故時の放射性物質の濃度及測に関する審査指針（平成２年８月３０日原
び線量当量率を計測する主要な装置以外の
子力安全委員会一部改訂）」に定める放射線装置であって，断続的に試料の分析を行う装計測系の分類１及び２の計測装置）以外にあ置については，運転員その他の従事者が測定っては，運転員等が測定結果を記録し，その結果を記録し，及びこれを保存し，その記録確認ができることにかえることができる。
を確認することをもって，これに代えることができる。

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の解釈

備考
追加要求

６

第４項に規定する「計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存する」には，計測，計測結果の表示，記録及び保存を，複数の装置の組み合わせにより実現してもよい。

７

第４項に規定する「設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置」とは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）」に定める放射線計測系の分類１及び２の計測装置をいう。

9-別 1-75

追加要求技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（安全保護装置）
第二十二条
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。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（安全保護装置）
第三十五条
３ デジタル安全保護系の適用に当たっては，日
発電用原子炉施設には，安全保護装置を次に定
本電気協会「安全保護系へのディジタル計算 めるところにより施設しなければならない。
機の適用に関する規程」（JEAC 4620-2008）（以下「JEAC 4620」という。
）５．留意事項を除く本文，解説－４から６まで，解説－８及び解説－１１から１８まで並びに「ディジタル
安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」（JEAG 4609-2008）本文及び解説－９に以下の要件を付したものによること。ただし，「ディジタル」は「デジタル」と読み替えること。
（１）JEAC4620 の４．１の適用に当たっては，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安全保護系の設定値を決定すること。
（２）JEAC4620 の４．１８．３において検証及び妥当性確認の実施に際して作成された文書は，４．１８．２の構成管理計
画の中に文書の保存を定め，適切に管理すること。
（３）JEAC4620 の４．８における「想定される電源擾乱，電磁波等の外部からの外
乱・ノイズの環境条件を考慮した設計とすること」を「想定される電源擾乱，サージ電圧，電磁波等の外部からの外乱・ノイズの環境条件を考慮して設計し，その設計による対策の妥当性が十分であることを確証すること」と読み替えること。
（４）JEAC4620 の４．５及び解説－５の適用に当たっては，デジタル安全保護系は，試験時を除き，計測制御系からの情報を受けないこと，又は計測制御系からの情報を受ける場合には，計測制御系の故障により，デジタル安全保護系が影響を受けないよう措置を講じること。
デジタル安全保護系及び計測制御系の伝送ラインを共用する場合，通信をつかさどる制御装置は発信側システムの装置とすること。
（５）JEAC4620 の４．１６の「外部からの影響を防止し得る設計」を「外部影響の防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の解釈

４

備考

デジタル安全保護系の適用に当たっては，日 追加要求なし
本電気協会「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC 4620-2008）（以下「JEAC4620」という。）５．留意事項を除く本文，解説－４から６まで，解説－８及び解説－１１から１８まで並びに「ディジタル
安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」（JEAG4609-2008）本文及び解説－９に以下の要件を付したものによること。ただし，「ディジタル」は「デジタル」と読み替えること。
（１）JEAC4620 の４．１の適用に当たっては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安全保護系の設定値を決定すること。
（２）JEAC4620 の４．１８．３において検証及び妥当性確認の実施に際して作成された文書は，４．１８．２の構成管理計
画の中に文書の保存を定め，適切に管理すること。
（３）JEAC4620 の４．８における「想定される電源擾乱，電磁波等の外部からの外
乱・ノイズの環境条件を考慮した設計とすること」を「想定される電源擾乱，サージ電圧，電磁波等の外部からの外乱・ノイズの環境条件を考慮して設計し，その設計による対策の妥当性が十分であることを確証すること」と読み替えること。
（４）JEAC4620 の４．５及び解説－６の適用に当たっては，デジタル安全保護系は，試験時を除き，計測制御系からの情報を受けないこと。試験時に，計測制御
系からの情報を受ける場合には，計測制御系の故障により，デジタル安全保護系が影響を受けないよう措置を講じること。
デジタル安全保護系及び計測制御系の伝送ラインを共用する場合，通信をつかさどる制御装置は発信側システムの装置とすること。
（５）JEAC4620 の４．１６の「外部からの影
9-別 1-76

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則止された設備」と読み替えること。
（６）JEAC4620 の４．における安全保護機能に相応した高い信頼性を有するとは，デジタル安全保護系のトリップ失敗確率
及び誤トリップする頻度を評価し，従来型のものと比較して同等以下とすること。また，デジタル安全保護系の信頼性評価において，ハードウェア構成要素に異常の検出，検出信号の伝送，入出力信号の処理，演算処理，トリップ信号の伝送，トリップの作動等，評価に必要な構
成要素を含むこと。
（７）安全保護系に用いられるデジタル計算機の健全性を実証できない場合，安全保護機能の遂行を担保するための原理の異なる手段を別途用意すること。
（日本電気協会「安全保護系へのディジ
タル計算機の適用に関する規程（JEAC
4620-2008）」及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG 4609-2008）」に関する技術評価書（平成２３年１月））

１ 第１号の安全保護装置の機能の確認につい
運転時の異常な過渡変化が生じる場合又は一 運転時の異常な過渡変化が発生する場合又ては，設置許可申請書の添付書類八の設備仕地震の発生等により原子炉の運転に支障がは地震の発生により発電用原子炉の運転に生じる場合において，原子炉停止系統及び工支障が生ずる場合において，原子炉停止系統
様及び同添付書類十において評価した運転
学的安全施設と併せて機能することにより
その他系統と併せて機能することにより，燃時の異常な過渡変化の評価の条件に非保守
燃料許容損傷限界を超えないようにできる料要素の許容損傷限界を超えないようにで的な変更がないことを確認すること。
ものであること。
きるものであること。
二 系統を構成する機械器具又はチャンネルは，二 系統を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状
単一故障が起きた場合又は使用状態からの態からの単一の取り外しを行った場合にお単一の取り外しを行った場合において，安全
いて，安全保護機能を失わないよう，多重性保護機能を失わないように，多重性を有すること。
を確保すること。
三 系統を構成するチャンネルは，相互を分離
２ 第３号に規定する「独立性を有すること」と 三 系統を構成するチャンネルは，それぞれ互い
し，それぞれのチャンネル間において安全保に分離し，それぞれのチャンネル間においては，チャンネル間の距離，バリア，電気的隔安全保護機能を失わないように独立性を確
護機能を失わないように独立性を有するこ離装置等により，相互を分離することをいと。
保すること。
う。
四 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状
四 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が生じた場合においても，発電用原子炉施況が生じた場合においても，原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施維持することにより，原子炉施設の安全上支
障がない状態を維持できること。
設の安全上支障がない状態を維持できること。
一

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の解釈
響を防止し得る設計」を「外部影響の防止された設備」と読み替えること。
（６）JEAC4620 の４．における安全保護機能に相応した高い信頼性を有するとは，デジタル安全保護系のトリップ失敗確
率及び誤トリップする頻度を評価し，従来型のものと比較して同等以下とすること。また，デジタル安全保護系の信頼性評価において，ハードウェア構
成要素に異常の検出，検出信号の伝送，入出力信号の処理，演算処理，トリッ
プ信号の伝送，トリップの作動等，評価に必要な構成要素を含むこと。
（７）安全保護系に用いられるデジタル計算機の健全性を実証できない場合，安全保護機能の遂行を担保するための原理の異なる手段を別途用意すること。
（「日本電気協会「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC 4620-2008）」及び「ディジタル
安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG 4609-2008）」に関する技術評価書」（平成２３年１月原子力安
全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
１第１号の安全保護装置の機能の確認については，設置許可申請書の添付書類八の設備仕様及び設置許可申請書において評価した運
転時の異常な過渡変化の評価の条件に非保守的な変更がないことを確認すること。

備考

追加要求なし追加要求なし２第３号に規定する「独立性を確保すること」 追加要求なしとは，チャンネル間の距離，バリア，電気的隔離装置等により，相互を分離することをいう。
追加要求なし9-別 1-77

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

五計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよ
うに，計測制御系から機能的に分離されたものであること。
六 原子炉の運転中に，その能力を確認するための必要な試験ができるものであること。
七

安全保護装置は，運転条件に応じて作動設定
値を変更できるものであること。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則五 不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止するために必要な措置が講じられているものであること。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則の解釈
３ 第５号に規定する「必要な措置が講じられて 追加要求いるものであること」とは，外部ネットワー
クと物理的な分離又は機能的な分離を行う
こと，有線又は無線による外部ネットワーク
からの遠隔操作及びウイルス等の侵入を防止すること，物理的及び電気的アクセスの制限を設けることにより，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の侵入を防止すること等の措置を講じることをいう。なお，ソフト
ウェアの内部管理を強化するために，ウイルス等によるシステムの異常動作を検出させる場合には以下の機能を有すること。
（１）ウイルス等によるシステムの異常動作を検出する機能を設ける場合には，ウイル
ス等を検知した場合に運転員等へ告知すること。
（２）ウイルス等によるシステムの異常動作を検出する機能は，安全保護装置の機能に悪影響を及ぼさないこと。

六計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制御系から機能的に分離されたものであること。
七 発電用原子炉の運転中に，その能力を確認するための必要な試験ができるものであること。
八 運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであること。

追加要求なし追加要求なし追加要求なし9-別 1-78

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（反応度制御系統及び原子炉停止系統）
第二十三条
原子力発電所には，反応度制御系統及び原子炉停止系統を施設しなければならない。この場合において，反応度制御系統と原子炉停止系統とを独立させて設置しなくてもよい。
２ 反応度制御系統は，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料許容損傷限界を超えることなく制御できる能力を有するものでなければならない。

３

原子炉停止系統は，制御棒，液体制御材等による二つ以上の独立した系統を有するものであり，かつ，次の能力を有するものでなければならない。
一 通常運転時の高温状態において，二つ以上の独立した系統がそれぞれ原子炉を未臨界に移行し未臨界を維持できるものであり，かつ，運転時の異常な過渡変化時の高温状態においても原子炉停止系統のうち少なくとも一つは，燃料許容損傷限界を超えることなく原子炉を未臨界に移行し未臨界を維持できること。この場合において，非常用炉心冷却設備等の作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えることができる。

二

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態において，少なくとも一つ
は，原子炉を未臨界に移行し未臨界を維持で
きること。

三

一次冷却材喪失等の事故時において，少なくとも一つは，原子炉を未臨界へ移行することができ，少なくとも一つは，原子炉を未臨界に維持できること。この場合において，非常用炉心冷却設備等の作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えることができる。

四

制御棒を用いる場合にあっては，反応度価値の最も大きな制御棒一本が固着した場合に発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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（反応度制御系統及び原子炉停止系統）
第三十六条
発電用原子炉施設には，反応度制御系統を施設しなければならない。

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の解釈

追加要求なし追加要求なし２

反応度制御系統は，二つ以上の独立した制御棒，液体制御材その他の反応度を制御する系
統を有するものであり，かつ，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損
傷限界を超えることなく制御できる能力を有するものでなければならない。
３ 原子炉停止系統は，次の能力を有するものでなければならない。

１ 第３項第１号に規定する「高温状態において 一 通常運転時の高温状態において，二つ以上の原子炉を未臨界に移行し未臨界を維持できるこ
独立した系統がそれぞれ発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できるものと」とは，キセノン崩壊により反応度が添加されであり，かつ，運転時の異常な過渡変化時のるまでの期間，未臨界を維持できること。キセノ
高温状態においても原子炉停止系統のうちン崩壊により反応度が添加された以降の長期的少なくとも一つは，燃料要素の許容損傷限界
な未臨界の維持は，他の原子炉停止系統（ほう酸を超えることなく発電用原子炉を未臨界に注入系），原子炉の停止能力を備えた原子炉停止
移行し，及び未臨界を維持できること。この系統以外の系統（非常用炉心冷却設備）の作動を場合において，非常用炉心冷却設備その他の含むことができる。
発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合に作動する設備の作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えることができる。
２ 第３項第２号に規定する「通常運転時及び運 二 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時
転時の異常な過渡変化時における低温状態における低温状態において，少なくとも一つ
において，原子炉を未臨界に移行し未臨界をは，発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できること。
維持できる」とは，高温臨界未満の状態からキセノン崩壊及び一次冷却材温度変化による反応度添加を補償しつつ原子炉を低温状態で未臨界に移行して維持できること。
一次冷却材喪失その他の設計基準事故時において，少なくとも一つは，発電用原子炉を未臨界へ移行することができ，かつ，少なく
とも一つは，発電用原子炉を未臨界に維持できること。この場合において，非常用炉心冷却設備その他の発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合に作動する設備の作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えることができる。
３ 第３項第４号に規定する「制御棒１本が固着 四 制御棒を用いる場合にあっては，反応度価値した場合」とは，制御棒１本が，完全に炉心の最も大きな制御棒一本が固着した場合に備考追加要求なし１

第３項第１号に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できる」とは，キセノン崩壊により反応度が添加されるまでの期間，未臨界を維持できること。キセ
ノン崩壊により反応度が添加された以降の長期的な未臨界の維持は，他の原子炉停止系
統（ほう酸注入系），原子炉の停止能力を備えた原子炉停止系統以外の系統（非常用炉心冷却設備）の作動を含むことができる。

２

第３項第２号に規定する「通常運転時及び運 追加要求なし
転時の異常な過渡変化時における低温状態
において，発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できる」とは，高温臨界未満の状態からキセノン崩壊及び一次冷却材
温度変化による反応度添加を補償しつつ原子炉を低温状態で未臨界に移行して維持できること。
追加要求なし３

第３項第４号に規定する「制御棒１本が固着した場合」とは，制御棒１本が，完全に炉心

三9-別 1-79

追加要求なし追加要求なし発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
おいても第一号から第三号までの規定に適合すること。

４

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則の外に引き抜かれ，挿入できないことをいおいても第一号から第三号までの規定に適う。
合すること。
なお，ＡＢＷＲにあっては，同一の水圧制御ユニットに属する制御棒１組又は１本の固着を考慮すること。

制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率
４ 第４項の規定は，設置許可申請書添付書類十 ４ 制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率
は，想定される反応度投入事象（原子炉に反における「制御棒飛び出し（ＰＷＲ）」，「制
は，想定される反応度投入事象（発電用原子
応度が異常に投入される事象をいう。
）に対
炉 に反 応 度 が 異 常 に投入 さ れ る 事 象 をい
御棒落下（ＢＷＲ）」の評価で想定した下記
う。）に対して原子炉冷却材圧力バウンダリ
して原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せの内容を確認することにより確認できる。
を破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なう
ず，かつ，炉心冷却を損なうような炉心等の【ＢＷＲ】
損壊を起こさないものでなければならない。
ような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力・制御棒引抜手順が定められていること
容器内部構造物の損壊を起こさないもので・定められた制御棒引抜手順に沿った操作がなければならない。
行われていることを制御棒価値ミニマイ
ザ又はそれに替わる運用管理によって確認できること・制御棒落下速度を制限する装置【ＰＷＲ】
・制御棒挿入限界
５ 制御棒，液体制御材等は，通常運転時におけ ５ 第５項に規定する「必要な物理的及び化学的 ５ 制御棒，液体制御材その他の反応度を制御す
る圧力，温度及び放射線によって起こる最もる設備は，通常運転時における圧力，温度及性質」とは，物理的性質については耐放射線
厳しい条件において，必要な物理的及び化学
び放射線に起因する最も厳しい条件におい性，寸法安定性，耐熱性，核性質をいい，化て，必要な物理的及び化学的性質を保持する的性質を保持するものでなければならない。
学的性質については耐食性，化学的安定性をものでなければならない。
いう。

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の解釈の外に引き抜かれ，挿入できないことをいう。なお，ＡＢＷＲにあっては，同一の水圧制御ユニットに属する制御棒１組又は１本の固着を考慮すること。また ，固着時にあっても第３項１号から３号の要求事項が満たされる必要がある。
４ 第４項の規定は，設置（変更）許可申請書における「制御棒飛び出し（ＰＷＲ）」，「制御棒落下（ＢＷＲ）」の評価で想定した下記の内容を確認することにより確認できる。
【ＢＷＲ】
・制御棒引抜手順が定められていること・定められた制御棒引抜手順に沿った操作が行われていることを制御棒価値ミニマイ
ザ又はそれに替わる運用管理によって確認できること・制御棒落下速度を制限する装置【ＰＷＲ】
・制御棒挿入限界
５ 第５項に規定する「必要な物理的及び化学的性質」とは，物理的性質については耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質をいい，化学的性質については耐食性，化学的安定性をいう。

9-別 1-80

備考

追加要求なし追加要求なし技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（制御材駆動装置）
第二十四条
制御材を駆動する装置は，次の各号により施設しなければならない。
一 原子炉の特性に適合した速度で制御材を駆動できるものであること。

二

原子炉の通常運転時において，制御棒の異常な引抜きが生じた場合でも燃料許容損傷限界を超える速度で駆動できないものであること。

三

制御棒を駆動するための動力源がなくなった場合に，原子炉の反応度を増加させる方向に制御棒を動作させないものであること。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則に関する規則の解釈（制御材駆動装置）
第三十七条
制御材を駆動する装置は，次に定めるところに追加要求なしより施設しなければならない。
１ 第１号に規定する「原子炉の特性に適合した 一 発電用原子炉の特性に適合した速度で制御 １ 第１号に規定する「発電用原子炉の特性に適 追加要求なし
材を駆動できるものであること。
速度で制御材を駆動できる」とは，原子炉の合した速度で制御材を駆動できる」とは，発緊急停止時に制御棒の挿入による時間（この電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入に間に炉心に加えられる負の反応度）が，当該よる時間（この間に炉心に加えられる負の反原子炉の燃料及び原子炉冷却材圧力バウン
応度）が，当該原子炉の燃料及び原子炉冷却ダリの損傷を防ぐために適切な値となるよ材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切うな速度で炉心内に挿入されること。ここな値となるような速度で炉心内に挿入されで，緊急停止時の制御棒の挿入時間は，設置ること。ここで，緊急停止時の制御棒の挿入
許可申請書添付書類八の仕様及び添付書類
時間は，設置（変更）許可申請書添付書類八十における運転時の異常な過渡変化及び事の仕様及び設置（変更）許可申請書における故の評価で設定した時間を満たしているこ
運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故と。
の評価で設定した時間を満たしていること。
２ 第２号に規定する「制御棒の異常な引抜きが 二 発電用原子炉の通常運転時において制御棒 ２ 第２号に規定する「制御棒の異常な引き抜き 追加要求なしの異常な引き抜きが発生した場合においてが発生した場合においても，燃料要素の許容生じた場合でも燃料許容損傷限界を超える
も，燃料要素の許容損傷限界を超える速度で損傷限界を超える速度で駆動できないもの」
速度で駆動できないもの」とは，「原子炉起駆動できないものであること。
とは，「原子炉起動時における制御棒の異常動時における制御棒の異常な引き抜き」及びな引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」に
常な引き抜き」により，制御棒が異常に引きより，制御棒が異常に引き抜かれた場合で抜かれた場合でも，燃料の許容損傷限界を超も，燃料許容損傷限界を超えないよう引抜速えないよう引抜速度が制限されていること。
度が制限されていること。この場合におい
この場合において，設置（変更）許可申請書て，設置許可申請書添付書類十において評価において評価した「原子炉起動時における制した「原子炉起動時における制御棒の異常な
御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常
制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件としな引き抜き」の評価の条件として設定した制て設定した制御棒引抜速度に非保守的な変
御棒引抜速度に非保守的な変更がないこと
更がないことを確認すること。
を確認すること。
３ 第３号に規定する「原子炉の反応度を増加さ 三 制御棒の駆動動力源が喪失した場合に，発電 ３ 第３号に規定する「発電用原子炉の反応度を 追加要求なし
用原子炉の反応度を増加させる方向に制御棒
せる方向に制御棒を動作させないものであ増加させる方向に制御棒を動作させないもを動作させないものであること。
ること」とは，次の各号のいずれかに適合すのであること」とは，次の各号のいずれかにるものまたはこれと同等であること。
適合するものまたはこれと同等であること。
一 ＢＷＲにおいては，次によること。
一 ＢＷＲにおいては，次によること。
・水圧駆動による制御棒駆動装置にあって・水圧駆動による制御棒駆動装置にあっては，動力源としての制御棒駆動水ポンプ等
は，動力源としての制御棒駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合において，ラッ等による水圧が喪失した場合において，チ機構により制御棒は現状位置に保持さラッチ機構により制御棒は現状位置に保れること。
持されること。
・電動駆動による制御棒駆動装置にあって・電動駆動による制御棒駆動装置にあっては，電磁ブレーキ等を有することにより，は，電磁ブレーキ等を有することにより，
動力電源喪失時も現状位置に保持される
動力電源喪失時も現状位置に保持される機構を有すること。
機構を有すること。
二 ＰＷＲにおいては，制御棒駆動装置の動
二 ＰＷＲにおいては，制御棒駆動装置の動力力源がなくなると制御棒は自重で落下す
源がなくなると制御棒は自重で落下するること。
こと。
9-別 1-81

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
四 制御棒を駆動する装置にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，反射材等を損壊しないものであること。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則四 制御棒を駆動する装置にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，反射材その他の炉心を構成するものを損壊しないものであること。

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の解釈

備考
追加要求なし9-別 1-82

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（原子炉制御室等）
第二十四条の二原子力発電所には，原子炉制御室を施設しなけ
ればならない。
２ 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（第二十一条第一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。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

１

２

３

４

５

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（原子炉制御室等）
第三十八条
発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
第２項に規定する「原子炉及び一次冷却系統 ２ 原子炉制御室には，反応度制御系統及び原子に係る主要な機械器具の動作状態」とは次の炉停止系統に係る設備を操作する装置，非常状態をいう。
用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作す(1)原子炉制御棒の動作状態
る装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係(2)原子炉及び一次冷却系統に係る主要なポ
る主要な機械又は器具の動作状態を表示す
ンプの起動・停止状態
る装置，主要計測装置の計測結果を表示する(3)原子炉及び一次冷却系統に係る主要な弁装置その他の発電用原子炉を安全に運転すの開閉状態るための主要な装置（第四十七条第一項に規
第２項に規定する「その他の原子炉を安全に定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操運転するための主要な装置」とは，警報装置，
作することなく適切に運転操作することが機械器具を操作する装置及び機械器具の動できるよう施設しなければならない。
作状況を表示する装置をいう。
第２項に規定する「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。
第２項に規定する「第２１条第１項に規定する装置」を「集中し」施設するに当たり，当該設備の専用制御場所に集中して警報表示する場合は，原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。また，複数の原子炉で廃棄物処理設備等を共用する場合にあっては，当該設備の属するいずれかの原子炉の原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。

第２２条に規定する安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，
バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できること。
６ 第２項に規定する安全設備を運転中に試験するため，電動弁用電動機に熱的過負荷保護装置（以下「保護装置」という。
）を使用する場合には，保護装置の使用状態又は不使用状態を運転員が的確に識別できるように，表示装置が設けられていること。ただし，保護装置が常時使用され，事故時にのみ自動的にバイパスされるように設計されている場合，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の解釈

備考

追加要求なし
１

２

３

４

５

６

第２項に規定する「発電用原子炉及び一次冷 追加要求なし
却系統に係る主要な機械又は器具の動作状
態」とは次の状態をいう。
(1) 発電用原子炉の制御棒の動作状態(2) 発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態(3) 発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な弁の開閉状態
第２項に規定する「その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置」とは，警報装置，機械器具を操作する装置及び機械器
具の動作状況を表示する装置をいう。
第２項に規定する「主要計測装置の計測結果を表示する装置」とは，発電用原子炉の炉心，
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。
第２項に規定する「第４７条第１項に規定する装置」を「集中し」施設するに当たり，当該設備の専用制御場所に集中して警報表示する場合は，原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。また，複数の発電用原子炉で廃棄物処理設備等を共用する場合にあっては，当該設備の属するいずれかの発電用原子炉の原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。
第３５条に規定する安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，
バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できること。
第２項に規定する安全設備を運転中に試験するため，電動弁用電動機に熱的過負荷保護装置（以下「保護装置」という。）を使用する場合には，保護装置の使用状態又は不使用状態を運転員が的確に識別できるように，表示装置が設けられていること。ただし，保護装置が常時使用され，事故時にのみ自動的にバイパスされるように設計されている場合，
9-別 1-83

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則又は保護装置が事故時において不要な作動をしないように設定されている場合は，同表
示装置の設置は不要である。
７ 第２項に規定する「誤操作することなく，適切に運転操作することができる」とは｢原子炉制御室における誤操作防止のための設備面への要求事項(別記－８)｣によること。
３４３

原子炉制御室には，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなけ
ればならない。

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。

１３ 第４項に規定する「原子炉制御室以外の場 ４ 発電用原子炉施設には，火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場
所」とは，中央制御室を構成する区画壁の合に，原子炉制御室以外の場所から発電用原外であって，制御室退避の原因となった居子炉の運転を停止し，かつ，安全な状態に維
住性の悪化の影響が及ぶおそれがない程持することができる装置を施設しなければ度に隔離された場所をいい，「安全な状態ならない。
に維持することができる装置」とは，中央制御室以外の場所から原子炉を高温停止できる機能を有した装置であること。

原子炉制御室及びこれに連絡する通路等には，一次冷却系統に係る施設の故障，損壊等が生じた場合に原子炉の運転の停止等の措置をとるため，従事者等が支障なく原子炉制御室に入り，かつ，一定期間とどまることができるように，遮へいその他の適切な放射線防護措置及び制御室外の火災等により発生した有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置を講じなければならない。

９第３項に規定する｢これに連絡する通路等｣とは，一次冷却系統に係る施設の故障，損壊等が生じた場合に原子炉制御室に直交代等のため入退域する通路及び区域をいう。

８

第３項は，制御室等には事故・異常時においても従事者が制御室に立ち入り，一定期間滞在できるように放射線に係る遮へい壁，放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護具等運用面の対策も含まれる。
「一定期間とどまる」とは，運転員が必要な交替も含め，一次冷却材喪失等の事故時に過剰な被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。

１０ 第３項に規定する「遮へいその他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の事故時に，室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が制御室に入り，とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉

５

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の解釈又は保護装置が事故時において不要な作動をしないように設定されている場合は，同表
示装置の設置は不要である。
７ 第２項に規定する「誤操作することなく適切に運転操作することができる」とは｢原子炉制御室における誤操作防止のための設備面への要求事項(別記－７)｣によること。
８

第３項に規定する「発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置」とは，発電用原子炉施設に迫る津波等の自然現象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をいう。
９ 第４項に規定する「原子炉制御室以外の場
所」とは，原子炉制御室を構成する区画壁の外であって，原子炉制御室退避の原因となった居住性の悪化の影響が及ぶおそれがない程度に隔離された場所をいい，「安全な状態に維持することができる装置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

備考

追加要求

追加要求
【低温停止機能要求の明確化】
旧安全設計審査指針では「適切な手順を用いて原子炉を
引き続き低温停止
できること」と要求している。

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損 １０ 第５項に規定する｢これに連絡する通路並 追加要求
壊又は故障その他の異常が発生した場合にびに運転員その他の従事者が原子炉制御
発電用原子炉の運転の停止その他の発電用室に出入りするための区域｣とは，一次冷 平成 32 年 5 月 1 日
原子炉施設の安全性を確保するための措置
却系統に係る施設の故障，損壊等が生じた 以 後 最 初 の 施 設 定をとるため，従事者が支障なく原子炉制御室
場合に原子炉制御室に直交替等のため入 期 検 査 の 終 了 日 又に入り，又は一定期間とどまり，かつ，当該退域する通路及び区域をいう。
は平成 32 年 5 月 1
措置をとるための操作を行うことができる １１ 第５項においては，原子炉制御室等には事 日 以 後 に 発 電 用 原
よう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，故・異常時においても従事者が原子炉制御 子 炉 の 運 転 を 開 始
当該各号に定める防護措置を講じなければ室に立ち入り，一定期間滞在できるように す る 日 の 前 日 の いならない。
放射線に係る遮蔽壁，放射線量率の計測装 ず れ か 早 い 日 ま で置の設置等の「適切な放射線防護措置」が に実施。
施されていること。この「放射線防護措置」
としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは，運転員が必
要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計
基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばく
9-別 1-84

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則の設置，運転等に関する規則の規定に基づ
く線量限度等を定める告示（平成１３年３月２１日通商産業省告示１８７号）」の第８条における緊急時作業に係る線量限度
１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について（内規）」（平成２１・０７・
２７原院第１号）に基づくこと。チャコー
ルフィルターを通らない空気の制御室への流入量については，「原子力発電所中央
制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成２１・０７・２７原院第１号）に基づき，制御室換気設備の新設及び制御室換気設備再循環モード時における対象範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定し確認すること。なお，チャコールフィ
ルターを通らない空気流入量が，評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。

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の解釈を「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事
業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」第７条第１項における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ
以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について（内規）」（平成２１・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評
価手法（内規）」という。
）に基づくこと。
チャコールフィルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気
設備再循環モード時における再循環対象
範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。

備考

１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生時において，原子炉制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とすることを含む。「防護措置」には，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策を含む。

一

原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍 工場等内における有毒ガ
スの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装置の設置

１４ 第５項第１号に規定する「工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装置の設置」については「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記－９）」によること。

9-別 1-85

追加要求
平成 32 年 5 月 1 日
以後最初の施設定期検査の終了日又は平成 32 年 5 月 1
日以後に発電用原子炉の運転を開始
する日の前日のいずれか早い日までに実施。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則１１ 第３項に規定する「火災等により発生した 二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に有毒ガス」とは，火災により発生する燃焼ガ
出入りするための区域 遮蔽その他の適切ス，事故により放出することがあり得る気体な放射線防護措置，気体状の放射性物質及び状放射性物質をいう。
原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切
１２ 第３項に規定する「換気設備の隔離その他な防護措置の適切な防護措置」とは，制御室外の火災等により発生した有毒ガスを制御室に取り入れることのないよう原子炉制御室の換気設
備の外気との連絡口を遮断可能であること，また，隔離時の酸欠防止を考慮して外気取入れ等の運転が可能であること。その他適切な防護措置とは，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具等運用面の対策も含まれる。
６ 原子炉制御室には，酸素濃度計を施設しなけ
ればならない。

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の解釈
１５ 第５項第２号に規定する「換気設備の隔離」とは，原子炉制御室外の火災により発生した燃焼ガスを原子炉制御室換気設備
によって取り入れないように外気との連絡口を遮断することをいい，「換気設備」とは，隔離時の酸欠防止を考慮して外気取入れ等の再開が可能であるものをいう。

備考
追加要求なし１６ 第６項に規定する「酸素濃度計」は，設計 追加要求
基準事故時において，外気から原子炉制御室への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

9-別 1-86

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（廃棄物処理設備等）
第三十条
原子力発電所には，次の各号により放射性廃棄物を処理する設備（排気筒を含み，第二十八条及び次条に規定するものを除く。）を施設しなければならない。
一 周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区
域の境界における水中の放射性物質の濃度が，それぞれ別に告示する値以下になるように原子力発電所において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有するものであること。
二 放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する施設と区別して施設すること。ただし，放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導く場合において，流体状の放射性廃棄物が放射性廃棄物以外の廃棄物を取り扱う設備に逆流するおそれがない場合は，この限りでない。

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（廃棄物処理設備等）
第三十九条
工場等には，次に定めるところにより放射性廃棄物を処理する設備（排気筒を含み，次条及び第四十三条に規定するものを除く。）を施設しなけ
ればならない。
一 周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区
域の境界における水中の放射性物質の濃度が，それぞれ原子力規制委員会の定める濃度限度以下になるように発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有するものであること。
１ 第１項第２号に規定する「流体状の放射性廃 二 放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する設備と区別して施設すること。ただし，放射性廃棄物を処理する設備」とは，流体状の放射性棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射廃棄物（第２１条解釈第３項参照）に係る廃性廃棄物を処理する設備に導く場合におい棄設備のうち，流体状の放射性廃棄物を処理て，流体状の放射性廃棄物が放射性廃棄物以する樹脂塔，熱交換器，濃縮器，ポンプ，タ外の廃棄物を取り扱う設備に逆流するおそンク（処理の過程で一時的に貯蔵するもの），
れがない場合は，この限りでない。
弁等の機器をいい，貯蔵する設備（長期間貯蔵するタンク等）以外の設備をいう。なお，
廃棄物処理設備に該当するタンク類としては，機器ドレンタンク，床ドレンタンクが含
まれる。

三

２

四

放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，かつ，化学薬品等により著しく腐しょくするおそれがないものであること。

気体状の放射性廃棄物を処理する設備は，第二十八条第三号の規定に準ずるほか，排気筒の出口以外の箇所において気体状の放射性廃棄物を排出しないこと。
五 流体状の放射性廃棄物及び原子炉冷却材圧
力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物を原
子力発電所内において運搬するための容器
は，取扱い中における衝撃，熱等に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

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の解釈

備考

追加要求なし追加要求なし１

第１項第２号に規定する「流体状の放射性廃 追加要求なし
棄物」とは，液体状の放射性廃棄物及び液体にスラッジ等の固体が混入している状態のものをいう（以下，本解釈において同じ。
）。

２

第１項第２号に規定する「流体状の放射性廃棄物を処理する設備」とは，流体状の放射性廃棄物に係る廃棄設備のうち，流体状の放射性廃棄物を処理する樹脂塔，熱交換器，濃縮器，ポンプ，タンク（処理の過程で一時的に貯蔵するもの），弁等の機器をいい，貯蔵する設備（長期間貯蔵するタンク等）以外の設備をいう。なお，廃棄物処理設備に該当するタンク類としては，機器ドレンタンク，床ド
レンタンクが含まれる。
３ 第１項第３号に規定する「その他の負荷」とは，不純物の影響をいう。（技術基準規則第４０条第１項第３号も同じ。
）

第１項第３号に規定する「化学薬品等」の等 三 放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，か追加要求なしとは，不純物をいう。
（第３１条第１項第３つ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響
その他の負荷により著しく腐食しないもの号も同じ。
）
であること。
四 気体状の放射性廃棄物を処理する設備は，第追加要求なし四十三条第三号の規定に準ずるほか，排気筒の出口以外の箇所において気体状の放射性廃棄物を排出しないこと。
３ 第１項第５号で対象とする｢流体状の放射性 五 流体状の放射性廃棄物及び原子炉冷却材圧 ４ 第１項第５号で対象とする｢流体状の放射性 追加要求なし
廃棄物｣は，内包する流体の放射性物質の濃廃棄物｣は，内包する流体の放射性物質の濃力バウンダリ内に施設されたものから発生
度が 37mBq/cm （流体が液体の場合にあって度が 37mBq/cm （流体が液体の場合にあってする高放射性の固体状の放射性廃棄物を工場等内において運搬するための容器は，取扱は，37kBq/cm ）以上のもの(クラス３相当)
は，37kBq/cm ）以上のもの(クラス３相当)
中における衝撃その他の負荷に耐え，かつ，
をいう。
をいう。
容易に破損しないものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものに ５ 第１項第５号に規定する「原子炉冷却材圧力
４ 第１項第５号における「原子炉冷却材圧力バ
ついては，この限りでない。
ウンダリ内に施設されたものから発生する
バウンダリ内に施設されたものから発生す高放射性の固体状の放射性廃棄物」とは，炉る高放射性の固体状の放射性廃棄物」とは，内構造物取替工事により発生するシュラウ
炉内構造物取替工事により発生するシュラ
ド等，高線量（除染等により線量低減ができ
ウド等，高線量（除染等により線量低減がでるものは除く）の主要な固体状放射性廃棄物
きるものは除く）の主要な固体状放射性廃棄をいう。なお，「高線量の主要な固体放射性物をいう。なお，「高線量の主要な固体放射9-別 1-87

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則廃棄物」とは，構内輸送する固体放射性廃棄物の放射能量が「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示」（平成２年科
学技術庁告示第５号）第３条第１号（最終改
正 平成１８年１２月２６日文部科学省経済産業省国土交通省告示第１号）に規定するＡ（２種類以上の放射性物質があ
１値又はＡ２値る場合にあっては，それらの放射性物質の放射能の量のそれぞれその放射性物質についてのＡ１値又はＡ２値に対する割合の和が１）を超えるものをいう。

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の解釈性廃棄物」とは，構内輸送する固体放射性廃棄物の放射能量が科技庁告示第５号第３条第１号に規定するＡ１値又はＡ２値（２種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の放射能の量のそれぞれその放射性物質についてのＡ １値又はＡ２ 値に対する割合の和が１）を超えるものをいう。

６５

六前号の容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害を防止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メート
ルの距離における線量当量率がそれぞれ別に告示する線量当量率を超えないように遮へいできるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

第１項第５号に規定する「取扱い中における衝撃，熱等に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。」とは，実用炉則第１３条
第１項第３号に規定されている「容易且つ安全に取り扱うことができ，且つ運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等によりき裂，破損等が生じるおそれのないもの」であること。また，流体状の放射性廃棄物を運搬する容器は，第９条のクラス３容器の規定を満足すること。主要な固体状放射性廃棄物を運搬する容器については，第３１条第１項第２号及び第３号の規定を満足すること。

六

備考

第１項第５号に規定する「取扱中における衝撃その他の負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること」とは，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則第８８条第１項第３号ロに規定されている「容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，破損等が生じるおそれがないもの」であること。また，流体状の放射性廃棄物を運搬する容器は，技術基準規則第１７条のクラ
ス３容器の規定を満足すること。主要な固体状放射性廃棄物を運搬する容器については，
同規則第４０条第１項第２号及び第３号の規定を満足すること。

前号の容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害を防止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メート
ルの距離における線量当量率が原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないよう，遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

追加要求なし9-別 1-88

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
２ 流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される施設（流体状の放射性廃棄物の漏え
いが拡大するおそれがある部分に限る。以下
この項において同じ。）は，次の各号により施設しなければならない。

一

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。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則６ 第２項に規定する「施設」とは，流体状の放 ２ 流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設
射性廃棄物を処理する設備が設置される建
置される放射性廃棄物処理施設（流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれがあ屋全部をいう（第３１条において同じ）。まる部分に限る。以下この項において同じ。）
た，「漏えいが拡大するおそれがある部分には，次に定めるところにより施設しなければ限る。
」とは，流体状の放射性廃棄物を処理ならない。
する設備が設置される施設内であっても，流体状の放射性物質が流入するおそれがない場所であって流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置されていない場所（例えば廃棄設備の制御室，換気空調室，電気室等）及
び二重管構造等により流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造となっている場所を適用除外にすることができる。

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の解釈
７ 第２項に規定する「流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される放射性廃棄物処理施設」とは，流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される建屋全部をいう（技術基準規則第４０条において同じ）。また，「漏
えいが拡大するおそれがある部分に限る」と
は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される施設内であっても，流体状の放射性物質が流入するおそれがない場所であって流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置されていない場所（例えば廃棄設備の制
御室，換気空調室，電気室等）及び二重管構造等により流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造となっている場所を適用除外にすることができる。

７

備考
追加要求なし第２項第１号に規定する「漏えいし難い構
一 放射性廃棄物処理施設内部の床面及び壁面 ８ 第２項第１号に規定する「漏えいし難い構 追加要求なし
は，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造」とは，適切な高さまでの壁面，床面全部造」とは，適切な高さまでの壁面，床面全部造であること。
及び両者の接合部には耐水性を有する塗料
及び両者の接合部には耐水性を有する塗料が塗布されていること，並びに漏えい防止措が塗布されていること，並びに漏えい防止措置の必要な床面及び壁面の貫通部にはラバ置の必要な床面及び壁面の貫通部にはラバーブーツ又はモルタル等の充填が施されてーブーツ又はモルタル等の充填が施されていること等，堰の機能を失わせないよう適切いること等，堰の機能を失わせないよう適切な耐漏えい措置が施された構造とすること
な耐漏えい措置が施された構造とすること（第３１条において同じ。
）（技術基準規則第４０条において同じ。
）
二 施設内部の床面は，床面の傾斜又は床面に設 ８ 第２項第２号に規定する「漏えいの拡大を防 二 放射性廃棄物処理施設内部の床面は，床面の ９ 第２項第２号に規定する「漏えいの拡大を防 追加要求なし
けられたみぞの傾斜により流体状の放射性
傾斜又は床面に設けられた溝の傾斜により止するための堰」とは，ポンプのシールがリ止するための堰」とは，ポンプのシールがリ
廃棄物が排液受け口に導かれる構造であり，流体状の放射性廃棄物が排液受け口に導かークした時，機器のメインテナンス時又は除ークした時，機器のメインテナンス時又は除かつ，流体状の放射性廃棄物を処理する設備れる構造であり，かつ，流体状の放射性廃棄
染時等に飛散する液体状の放射性廃棄物が染時等に飛散する液体状の放射性廃棄物がの周辺部には，流体状の放射性廃棄物の漏え
物（気体状のものを除く。以下同じ。）を処
広範囲に拡大することを防止するために設
広範囲に拡大することを防止するために設理する設備の周辺部には，流体状の放射性廃いの拡大を防止するための堰が施設されてけるものをいい，排水溝，床面段差等堰と同けるものをいい，排水溝，床面段差等堰と同棄物の漏えいの拡大を防止するための堰がいること。
様の効果を有するものを含む。
様の効果を有するものを含む。
施設されていること。
三 施設外に通じる出入口又はその周辺部には， ９ 第２項第３号に規定する「施設外へ漏えいす 三 放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又 １０ 第２項第３号に規定する「施設外へ漏えい 追加要求なし
流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいす
はその周辺部には，流体状の放射性廃棄物がすることを防止するための堰」とは，処理ることを防止するための堰」とは，処理するることを防止するための堰が施設されてい放射性廃棄物処理施設外へ漏えいすることする設備に係わる配管について，長さが当設備に係わる配管について，長さが当該設備を防止するための堰が施設されていること。
ること。ただし，施設内部の床面が隣接する
該設備に接続される配管の内径の１／２，に接続される配管の内径の１／２，幅がその施設の床面又は地表面より低い場合であっただし，放射性廃棄物処理施設内部の床面が幅がその配管の肉厚の１／２の大きさの配管の肉厚の１／２の大きさの開口を当該て施設外へ漏えいするおそれがない場合は，隣接する発電用原子炉施設の床面又は地表開口を当該設備と当該配管との接合部近設備と当該配管との接合部近傍に仮定した
この限りでない。
面より低い場合であって，放射性廃棄物処理
傍に仮定したとき，開口からの流体状の放とき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏
施設外へ漏えいするおそれがない場合は，こ射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏え
えい量のうち最大の漏えい量をもってしての限りでない。
い量をもってしても，流体状の放射性廃棄も，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲
物の漏えいが広範囲に拡大することを防に拡大することを防止するため，当該貯蔵設止するため，当該貯蔵設備の周辺近傍に設
備の周辺近傍に設けること。この場合の仮定けること。この場合の仮定は堰の能力を算は堰の能力を算定するためにのみに設ける定するためにのみに設けるものであり，開ものであり，開口は施設内の貯蔵設備に１ヶ口は施設内の貯蔵設備に１ヶ所想定し，漏所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止め
えい時間は漏えいを適切に止めることがることができるまでの時間とし，床ドレンフできるまでの時間とし，床ドレンファンネ
ァンネルの排出能力は考慮できるものとす
9-別 1-89

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則る。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則の解釈
ルの排出能力は考慮できるものとする。ただし，床ドレンファンネルの排出機能を期待する場合は，その機能が確実なものでなければならない。
四 原子力発電所外に排水を排出する排水路（ゆ １０ 第２項第４号に規定する「ゆう水に係るも 四 工場等外に排水を排出する排水路（湧水に係 １１ 第２項第４号に規定する「湧水に係るもの 追加要求なし
う水に係るものであって放射性物質によりるものであって放射性物質により汚染するのであって放射性物質により汚染するおそであって放射性物質により汚染するおそれ
汚染するおそれがある管理区域内に開口部
おそれがある管理区域内に開口部がないもれがある管理区域内に開口部がないものをがある管理区域内に開口部がないものを除がないもの並びに排水監視設備及び放射性の並びに排水監視設備及び放射性物質を含除く。
」とは，自然発生的に地下から大量にく。」とは，自然発生的に地下から大量に湧物質を含む排水を安全に処理する設備を施む排水を安全に処理する設備を施設するも湧き出し，この排出を止めることが技術的にき出し，この排出を止めることが技術的に不設するものを除く。）上に施設内部の床面がのを除く。）上に放射性廃棄物処理施設内部
不可能なゆう水に係る排水路は，放射性物質可能な湧水に係る排水路は，放射性物質によないように施設すること。
の床面がないよう，施設すること。
により汚染するおそれがある管理区域に開り汚染するおそれがある管理区域に開口部口部がない場合には本号を適用除外するこがない場合には本号を適用除外することがとができる。
できる。
３ 第一項第五号の流体状の放射性廃棄物を運 １１ 第３項における「漏えいの拡大を防止する ３ 第一項第五号の流体状の放射性廃棄物を運 １２ 第３項における「漏えいの拡大を防止する 追加要求なし
搬するための容器は，第二項第三号に準じてように施設しなければならない」とは，第２搬するための容器は，第二項第三号に準じてように施設しなければならない」とは，第２流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防項第３号に準じて運搬容器の周辺に堰，受皿
流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防項第３号に準じて運搬容器の周辺に堰，受皿止するように施設しなければならない。ただ（トレイ），吸収材を設置すること。
「漏えい止するように施設しなければならない。ただ（トレイ），吸収材を設置すること。
「漏えい
し，管理区域内においてのみ使用されるもの
するおそれのない構造」とは，胴の二重容器
し，管理区域内においてのみ使用されるもの
するおそれのない構造」とは，胴の二重容器及び漏えいするおそれがない構造のものは，構造やフランジ部の二重Ｏリング構造とす
及び漏えいするおそれがない構造のものは，構造やフランジ部の二重Ｏリング構造とす
この限りでない。
ることを含む。
この限りでない。
ることを含む。

9-別 1-90

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発電用原子力設備に関する技術基準を定める
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
（廃棄物貯蔵設備等）
第三十一条
放射性廃棄物を貯蔵する設備は，次の各号により施設しなければならない。
一 通常運転時に発生する放射性廃棄物を貯蔵 １ 第１項第１号に規定する「貯蔵する容量」とする容量があること。
は，発生量と処理能力，設備の稼働率を想定したものであること。
二 放射性廃棄物が漏えいし難い構造であること。
三 崩壊熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，化学薬品等により著しく腐しょくするおそれがないこと。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則に関する規則の解釈（廃棄物貯蔵設備等）
第四十条
放射性廃棄物を貯蔵する設備は，次に定めると追加要求なしころにより施設しなければならない。
一 通常運転時に発生する放射性廃棄物を貯蔵 １ 第１項第１号に規定する「貯蔵する容量」と 追加要求なし
する容量があること。
は，発生量と処理能力，設備の稼働率を想定したものであること。
二 放射性廃棄物が漏えいし難い構造であるこ
追加要求なしと。
三 崩壊熱及び放射線の照射により発生する熱追加要求なしに耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学
薬品の影響その他の負荷により著しく腐食しないこと。
２ 固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設
２ 第２項に規定する「汚染が広がらないように ２ 固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設 ２ 第２項に規定する「汚染が広がらないように 追加要求なし
置される施設は，放射性廃棄物による汚染が施設」とは，ドラム缶に詰める等汚染拡大防施設」とは，ドラム缶に詰める等汚染拡大防置される発電用原子炉施設は，放射性廃棄物
広がらないように施設しなければならない。
による汚染が広がらないように施設しなけ
止措置を講じること。
止措置を講じること。
ればならない。
３ 前条第二項の規定は，流体状の放射性廃棄物 ３ 第３項に規定する「流体状の放射性廃棄物を ３ 前条第二項の規定は，流体状の放射性廃棄物 ３ 第３項に規定する「流体状の放射性廃棄物を 追加要求なしを貯蔵する設備が設置される施設に準用すを貯蔵する設備が設置される放射性廃棄物貯蔵する設備」とは，貯蔵タンク等で，内包貯蔵する設備」とは，貯蔵タンク等で，内包
３る。この場合において，「流体状の放射性廃処理施設について準用する。この場合においする放射性廃棄物の濃度が３７Ｂｑ／ｃｍ３する放射性廃棄物の濃度が３７Ｂｑ／ｃｍを超える設備をいう。ただし，当該設備に係て，「流体状の放射性廃棄物を処理する設備」
を超える設備をいう。ただし，当該設備に係棄物を処理する設備」とあるのは「流体状のる床ドレンサンプの容量が貯蔵容量を超えとあるのは「流体状の放射性廃棄物を貯蔵す
る床ドレンサンプの容量が貯蔵容量を超え
放射性廃棄物を貯蔵する設備」と読み替えるる設備は適用除外とすることができる。まる設備」と読み替えるものとする。
る設備は適用除外とすることができる。まものとする。
た，第３項は第３０条第２項の解釈７，８，
た，第３項は第３９条第２項の解釈８，９，
１０を準用するものとし，この場合「処理す１１を準用するものとし，この場合「処理する」を「貯蔵する」と読み替えるものとする。
る」を「貯蔵する」と読み替えるものとする。
４ 堰の設置に関しては，漏えいの拡大を防止す
４ 堰の設置に関しては，漏えいの拡大を防止するための堰として，貯蔵する設備について，るための堰として，貯蔵する設備について，長さが当該設備に接続される配管の内径の長さが当該設備に接続される配管の内径の１／２，幅がその配管の肉厚の１／２の大き１／２，幅がその配管の肉厚の１／２の大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部
さの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大漏えい量
射性廃棄物の漏えい量のうち最大漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止するたえいが広範囲に拡大することを防止するため，当該貯蔵設備の周辺に近傍に設けるもの
め，当該貯蔵設備の周辺に近傍に設けるものをいう。この場合の仮定は，堰の能力を算定をいう。この場合の仮定は，堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口はするためにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備１ヶ所想定し，漏えい時間
施設内の貯蔵設備１ヶ所想定し，漏えい時間
は漏えいを適切に止めることができるまでは漏えいを適切に止めることができるまでの時間とし，床ドレンファンネルの排出能力の時間とし，床ドレンファンネルの排出能力は考慮できるものとする。また，施設外へ漏は考慮できるものとする。ただし，床ドレン
えいすることを防止するための堰は，漏えい
ファンネルの排出機能を期待する場合は，その拡大を防止するための堰の想定に加え，開の機能が確実なものでなければならない。ま口を仮定する貯蔵設備が設置されている区
た，施設外へ漏えいすることを防止するため
画内の床ドレンファンネルが排出機能を喪の堰は，漏えいの拡大を防止するための堰の失したとしても，流体状の放射性廃棄物の施想定に加え，開口を仮定する貯蔵設備が設置
設外への漏えいを防止できる能力をもつもされている区画内の床ドレンファンネルが9-別 1-91

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則のとする。

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の解釈
排出機能を喪失したとしても，流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止できる能力をもつものとする。

9-別 1-92

備考技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則に関する規則の解釈（放射性物質による汚染の防止）（放射性物質による汚染の防止）
第二十九条
第四十一条
原子力発電所内の人がひん繁に出入りする建 １ 第１項に規定する「放射性物質により汚染さ発電用原子炉施設のうち，人が頻繁に出入りす １ 第１項に規定する「放射性物質により汚染さ 追加要求なし
物等の内部の壁，床その他の放射性物質により汚れるおそれがある部分であって，人が触れる る建物の内部の壁，床その他の放射性物質によりれるおそれがある部分であって，人が触れる
染されるおそれがある部分であって，人が触れる
おそれがある部分」とは，管理区域内で人が 汚染されるおそれがある部分であって，人が触れおそれがある部分」とは，管理区域内で人がおそれがある部分の表面は，放射性物質による汚頻繁に出入りする場所の床面，壁面（人が触 るおそれがある部分の表面は，放射性物質による頻繁に出入りする場所の床面，壁面（人が触染を除去し易いものでなければならない。
れるおそれのある高さまで），手摺，梯子を 汚染を除去し易いものでなければならない。
れるおそれがある高さまで），手摺，梯子をいう。また「表面は，放射性物質による汚染いう。また「表面は，放射性物質による汚染を除去し易いもの」とは，当該表面が平滑にを除去し易いもの」とは，当該表面が平滑に施工されていること。
施工されていること。
２ 原子力発電所には，人が触れるおそれがある
２ 発電用原子炉施設には，人が触れるおそれが追加要求なし物の放射性物質による汚染を除去する設備
ある物の放射性物質による汚染を除去するを施設しなければならない。
設備を施設しなければならない。
第二十九条の二放射性物質により汚染するおそれがある管理 １ 第２９条の２に規定する「排水監視設備」と ３ 放射性物質により汚染されるおそれがある ２ 第３項に規定する「排水監視設備」とは，排 追加要求なし
区域内に開口部がある排水路であって，原子力発管理区域内に開口部がある排水路であって，水中の放射性物質の濃度を測定することがは，排水中の放射性物質の濃度を測定するこ
電所外に排水を排出するものには，排水監視設備
工場等外に排水を排出するものには，排水監できる設備をいい，排出する排水が間欠的でとができる設備をいい，排出する排水が間欠及び放射性物質を含む排水を安全に処理する設視設備及び放射性物質を含む排水を安全にあるものはサンプリング分析等により，また的であるものはサンプリング分析等により，備を施設しなければならない。
処理する設備を施設しなければならない。
連続的であるものは連続モニタ等により排また連続的であるものは連続モニター等に水中の放射性物質濃度が測定可能な設備でより排水中の放射性物質濃度が測定可能なあること。
設備であること。
３ 第３項に規定する「安全に処理する設備」と
２ 第２９条の２に規定する「安全に処理する設は，排水中の放射性物質の濃度に異常を検出
備」とは，排水中の放射性物質の濃度に異常した場合には，適切な処理により排水中の放を検出した場合には，適切な処理により排水
射性物質の濃度を低下させ，周辺監視区域の中の放射性物質の濃度を低下させ，周辺監視
外側の境界における水中の放射性物質の濃区域の外側の境界における水中の放射性物
度が「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事
質の濃度が別に告示する値を超えないよう業に関する規則等の規定に基づく線量限度にできる設備であること。
（第３０条第２項
等を定める告示」第８条に定める濃度限度を及び第３１条第３項において同じ。
）ここで，超えないようにできる設備であること。（技「適切な処理」とは，排水中の放射性物質の術基準規則第３９条第２項及び第４０条第濃度を測定し，放射性物質の濃度の異常を検３項において同じ。
）ここで，「適切な処理」
出した場合には，当該排水の排出をすみやかとは，排水中の放射性物質の濃度を測定し，に停止することができ，ろ過，蒸発，イオン
放射性物質の濃度の異常を検出した場合に交換樹脂法等による吸着，放射能の時間によは，当該排水の排出をすみやかに停止するこる減衰，多量の水による希釈等の方法によりとができ，ろ過，蒸発，イオン交換樹脂法等
排出中の放射性物質の濃度をできるだけ低による吸着，放射能の時間による減衰，多量下させること。
の水による希釈等の方法により排出中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。

9-別 1-93

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（生体遮へい等）
第二十七条
２ 原子炉施設並びに一次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備は，通常運転時において当該施設又は設備からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による敷地周辺の空間線量率が別に告示する線量限度を十分下回るよう施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

３

原子力発電所内の場所であって，外部放射線による放射線障害を防止する必要があるものには，次の各号により生体遮へいを施設しなければならない。
一 放射線障害を防止するために必要な遮へい
１
能力を有するものであること。

二

開口部又は配管等の貫通部があるものにあっては，必要に応じて放射線漏えい防止措置が講じられていること。

２

４

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（生体遮蔽等）
第四十二条
第２項は，第１項で規定する従事者の放射線設計基準対象施設は，通常運転時において発電障害を防止するために必要な生体遮蔽等を 用原子炉施設からの直接ガンマ線及びスカイシ
適切に施設すること及び原子炉施設と周辺 ャインガンマ線による工場等周辺の空間線量率
監視区域境界までの距離とあいまって，敷地 が原子力規制委員会の定める線量限度を十分下
周辺の空間線量率を合理的に達成できる限 回るように施設しなければならない。
り低減し，周辺監視区域外における線量限度（年間１ｍＳｖ）に比べ十分下回る水準とすること。ここで，十分下回る水準とは，｢発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について（平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）｣に記
載の空気カーマで年間５０μＧｙ程度をいう。
２ 工場等内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，次に定めるところにより生体遮蔽を施設しなければならない。
第１項第１号に規定する「遮へい能力を有す 一 放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであること。
る」とは，通常運転時の作業員の被ばく線量が適切な作業管理と相まって，「実用発電用
原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成１３年
３月２１日経済産業省告示第１８７号）第２条，第６条」を満足することを言い，これを遮へい計算により確認すること。なお，既に供用中の原子力発電施設にあっては，定期的な線量率の測定，従事者の被ばく線量の確認により上記告示を満足していることを確認すること。
第１項第２号に規定する「放射線漏えい防止 二 開口部又は配管その他の貫通部があるものにあっては，必要に応じて放射線漏えい防止措置」としては，次の措置によること。
措置が講じられていること。
（１）開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所等）への開口部設置（２）貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充 等）（３）線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置
第２７条に規定する｢生体遮へい｣及び遮蔽設計の具体的仕様に関する規定（第１項第３号を除く。
）は，日本電気協会「原子力発
電 所 放 射 線 遮 へ い 設 計 規 程 」 (JEAC
4615-2008)の事故時の遮蔽設計に係る事項を除き，本文及び解説４－５に以下の条件

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の解釈

１

第１項においては，第２項で規定する従事者の放射線障害を防止するために必要な生体遮蔽等を適切に施設すること及び発電用原子炉施設と周辺監視区域境界までの距離とあいまって，敷地周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減し，周辺監視区域外における線量限度（年間１ｍＳｖ）に比べ十分下回る水準とすること。ここで，「十分下回る水準」とは，｢発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について（平成元年３月２７日原子力安全委員会
了承）｣に記載の空気カーマで年間５０μＧ
ｙ程度をいう。

備考

追加要求なし追加要求なし２

第２項第１号に規定する「遮蔽能力を有す 追加要求なしる」とは，通常運転時の作業員の被ばく線量が適切な作業管理と相まって，「核原料物質
又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則
等の規定に基づく線量限度等を定める告示」
第１条及び第５条を満足することをいい，これを遮蔽計算により確認すること。なお，既に供用中の原子力発電施設にあっては，定期的な線量率の測定，従事者の被ばく線量の確認により上記告示を満足していることを確認すること。

３

追加要求なし第２項第２号に規定する「放射線漏えい防止措置」としては，次の措置によること。
（１）開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所等）への開口部設置（２）貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充 等）（３）線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できな
い措置
４ 第４２条に規定する｢生体遮蔽｣及び遮蔽設計の具体的仕様に関する規定（第２項第３号を除く。）は，日本電気協会「原子力発電所
放射線遮へい設計規程」(JEAC 4615-2008)の事故時の遮蔽設計に係る事項を除き，本文及び解説４－５に以下の条件を付したものに
9-別 1-94

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則を付したものによること。
（１）４．１．２の適用に当たっては，「実
効線量が１．３ｍＳｖ/３月間以下となる区域は管理区域外として設定できる。
」を除き，また，「設定にあたっては，管理区域の外側で作業する者」を「管理区域の外側の区域における遮へい設計
基準線量率の設定に当たっては，その区域で作業する者」と，「超える区域」を「超えるおそれがある区域」と，「運転開始後の放射線管理の運用に支障のないよう」を「従事者の実効線量限度である年間５０ｍＳｖ及び５年間で１００
ｍＳｖを超えないように，」と読み替えるものとする。
（２）解説４－５の適用に当たっては，［BWR］(1)の「目的がある」を「ものとする」と，［BWR］(2)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」
を「ものとする」と，［BWR］(3)の「２次遮へいの外側区域の」を「２次遮へいは，その外側の区域における」と，「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「減衰させる」を「減衰させるものとする」と，［BWR］(4)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［BWR］(5)の「管理区域外の遮へい設計基準線
量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者
が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮へい設計基準線量率以下となるように設計するものとする」と，［PWR］(1)の「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(2)の「ものである」を「ものと［PWR］(3)の「管理区域外の」する」と，を「管理区域の外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(4)の「補助建屋内」を「補助遮へい」と，「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(5)の「管理区域外の遮へい設計
基準線量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域
における遮へい設計基準線量率以下となるように設計するものとする」と読み

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の解釈よること。
（１）４．１．２の適用に当たっては，「実効線量が１．３ｍＳｖ/３月間以下となる区域は管理区域外として設定できる。
」を除き，また，「設定にあたっては，管理区域の外側で作業する者」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基
準線量率の設定に当たっては，その区域で作業する者」と，「超える区域」を「超えるおそれがある区域」と，「運転開始後の放射線管理の運用に支障のないよう」を「従事者の実効線量限度である年間５０ｍＳｖ及び５年間で１００ｍＳ
ｖを超えないように，」と読み替えるものとする。
（２）解説４－５の適用に当たっては，［BWR］(1)の「目的がある」を「ものとする」と，［BWR］(2)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」
を「ものとする」と，［BWR］(3)の「２次遮へいの外側区域の」を「２次遮蔽は，その外側の区域における」と，「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「減衰させる」を「減衰させるものとする」と，［BWR］(4)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［BWR］(5)の「管理区域外の遮へい設計基準線
量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者
が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準線量率以下となるように設計するものとする」と，［PWR］(1)の「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(2)の「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(3)の「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(4)の「補助建屋内」を「補助遮蔽」と，「ものである」を「ものとする」と，［PWR］(5)の「管理区域外の遮へい設計基準線
量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者
が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準線量率以下となるように設計するものとする」と読み替えるも
9-別 1-95

備考発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

三

自重，附加荷重および熱応力に耐えるものであること。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則替えるものとする。
（日本電気協会「原子力発電所放射線遮
へい設計規程 (JEAC4615-2008)」に関する技術評価書（平成２３年３月））

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の解釈のとする。
（「日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程(JEAC4615-2008)」に関する技術評価書」（平成２３年３月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））

三 自重，附加荷重及び熱応力に耐えるものであ
ること。

備考

追加要求なし9-別 1-96

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則（換気設備）（換気設備）
第二十八条
第四十三条
原子力発電所内の場所であって，放射性物質に
発電用原子炉施設内の放射性物質により汚染
より汚染された空気による放射線障害を防止すされた空気による放射線障害を防止する必要がる必要があるものには，次の各号により換気設備ある場所には，次に定めるところにより換気設備
を施設しなければならない。
を施設しなければならない。
一 放射線障害を防止するために必要な換気能
一 放射線障害を防止するために必要な換気能力を有するものであること。
力を有するものであること。
二 放射性物質により汚染された空気が漏えい
１ 第２号に規定する「漏えいし難い構造」とは， 二 放射性物質により汚染された空気が漏えいし難い構造で，かつ，逆流するおそれがない
ダクトであって内包する流体の放射線物質
及び逆流し難い構造であること。
３こと。
の濃度が３７ｍＢｑ／ｃｍ 以上のもの（クラス４管）は，第９条に基づく構造とするとともに第１１条の耐圧試験により漏えいし難い構造であることが確認されていること。
また，「逆流するおそれがない」とは，ファン，逆流防止用ダンパー等を設けること。
三

排出する空気を浄化する装置を設ける場合にあっては，ろ過装置の放射性物質による汚染の除去またはろ過装置の取替えが容易な構造であること。

四

吸気口は，放射性物質により汚染された空気を吸入し難いように施設すること。

２

第３号に規定する「ろ過装置」とは，気体状 三 排出する空気を浄化する装置を設ける場合の放射性よう素を除去するよう素（チャコーにあっては，ろ過装置の放射性物質による汚ル又は同等品）フィルター及び放射性微粒子
染の除去又はろ過装置の取替えが容易な構造であること。
を除去する微粒子（高性能粒子又は同等品）
フィルターを用いること。
３ 第３号に規定する「ろ過装置の取替えが容易な構造であること」とは，換気設備がろ過装置交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，ろ過装置の取替えが容易な構造であること。
４ 第４号に規定する「汚染された空気を吸入し 四 吸気口は，放射性物質により汚染された空気
難い」は，排気筒から十分に離れた位置に設を吸入し難いように施設すること。
置すること。

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の解釈

備考

追加要求なし追加要求なし１

第２号に規定する「漏えいし難い構造」とは， 追加要求なし
ダクトであって内包する流体の放射線物質の濃度が３７ｍＢｑ／ｃｍ３以上のもの（クラス４管）は，第１７条に基づく構造とする
とともに第２１条の耐圧試験により漏えいし難い構造であることが確認されていることをいう。また，「逆流し難い構造」とは，ファン，逆流防止用ダンパー等を設けることをいう。
２ 第３号に規定する「ろ過装置」とは，気体状 追加要求なしの放射性よう素を除去するよう素（チャコール又は同等品）フィルター及び放射性微粒子を除去する微粒子（高性能粒子又は同等品）
フィルターを用いることをいう。
３ 第３号に規定する「ろ過装置の取替えが容易な構造であること」とは，換気設備がろ過装置交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，ろ過装置の取替えが容易な構造であることをいう。
４ 第４号に規定する「汚染された空気を吸入し 追加要求なし
難い」は，排気筒から十分に離れた位置に設置することをいう。

9-別 1-97

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（原子炉格納施設）
第三十二条
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。

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（原子炉格納施設）
第四十四条
発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいす
る放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがないよう，次に定めるところにより原子炉格
納施設を施設しなければならない。
一 原子炉格納容器にあっては，次によること。
一 原子炉格納容器にあっては，次に定めるところによること。
イ 一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊
１ 第１号イに規定する「想定される最大の圧力
イ 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設のの際に想定される最大の圧力及び最高の損壊又は故障の際に想定される最大の圧
及び最高の温度に耐えること」とは，安全評
力及び最高の温度に耐えること。
温度に耐えること。
価指針付録１の３．４に示す下記の２項目の解析の条件により確認できる。
ａ）原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）
ｂ）動荷重の発生（ＢＷＲ）
ロ 原子炉格納容器に開口部を設ける場合にロ 原子炉格納容器に開口部を設ける場合には気密性を確保すること。
は気密性を確保すること。
ハ 原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入２ 第１号ハに規定する「漏えい試験ができる」
ハ 原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想定される漏えい量等に応じて漏えとは，日本電気協会「原子炉格納容器の漏え口は，想定される漏えい量その他の漏えいい試験ができること。
試験に影響を与える環境条件に応じて漏い率試験規程」（JEAC4203-2008）２．５に定えい試験ができること。
めるＢ種試験ができること。なお，総合漏えい率の判定基準に見込む「漏えいの増加要因を考慮した余裕係数」を０．２とすること。
（日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率
試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評
価書（平成２１年２月））
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って原子炉格納容器を貫通するものには当該貫通箇所の内側及び外側であって近接した箇所に一個の隔離弁を施設すること。

ロ

前イにかかわらず，次によることができる。

（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，一発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

３第２号に規定する閉鎖隔離弁（ロック装置が付されているものに限る。
）とはキーロックにて管理されている遠隔操作閉止弁及びチェーンロックにて管理されている手動弁も含む。

４第２号に規定する「自動隔離弁」とは，次のいずれかの設備をいう。
・安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動による隔離弁・隔離機能を有する逆止弁（強制閉鎖装置が付設しているもの，又は，逆止弁に対する逆圧がすべて喪失した場合にあっても必要な隔離機能が重力等に維持される逆止弁）

５

第２号ロ（１）に規定する「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

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の解釈

備考

追加要求なし追加要求なし１

第１号イに規定する「想定される最大の圧力
及び最高の温度に耐えること」とは，安全評
価指針付録１の３．４に示す下記の２項目の解析の条件により確認できる。
ａ）原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）
ｂ）動荷重の発生（ＢＷＲ）

追加要求なし追加要求なし２

第１号ハに規定する「漏えい試験ができる」 追加要求なしとは，「漏えい率試験規程（JEAC 4203-2008）」の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC 4203）」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付した試験ができること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書」（平成２１年２月原子力安全・保安
院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
二 原子炉格納容器を貫通して取り付ける管に （原子炉格納容器隔離弁）
追加要求なしは，次により隔離弁（閉鎖隔離弁（ロック装 ３ 第２号に規定する「閉鎖隔離弁（ロック装置
置が付されているものに限る。）又は自動隔が付されているものに限る。
）」とはキーロッ
離弁（隔離機能がない逆止め弁を除く。）をクにて管理されている遠隔操作閉止弁及びいう。以下同じ。
）を設けること。
チェーンロックにて管理されている手動弁も含む。
イ 原子炉格納容器に取り付ける管であって ４ 第２号に規定する「自動隔離弁」とは，次の 追加要求なし
いずれかの設備をいう。
原子炉格納容器を貫通するものには，当該貫通箇所の内側及び外側であって近接し・安全保護装置からの信号により，自動的に閉た箇所に一個の隔離弁を施設すること。
鎖する動力駆動による隔離弁・隔離機能を有する逆止弁（強制閉鎖装置が付設しているもの，又は，逆止弁に対する逆圧が全て喪失した場合にあっても必要な隔離機能が重力等に維持される逆止弁）
ロ イの規定にかかわらず，次に掲げるところ
追加要求なしにより隔離弁を施設することをもって，イの規定による隔離弁の設置に代えることができる。
（１） 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設内 ５ 第２号ロ（１）に規定する「一次冷却系統に 追加要求なし
及び原子炉格納容器内に開口部がなく，係る発電用原子炉施設内及び原子炉格納容9-別 1-98

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
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っ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っては，貫通箇所の他方の側であって近接した箇所に二個の隔離弁を施設すること。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則がなく」とは，原子炉格納容器の内側で閉じかつ，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがないた系を構成する管をいう。この場合におい管又は一次冷却系統に係る発電用原子炉て，隔離弁は遠隔操作にて閉止可能な弁でも施設の損壊その他の異常の際に構造上内よい。
部に滞留する液体により原子炉格納容器
６ 第２号ロ（１）に規定する「構造上内部に滞内の放射性物質が外部へ漏えいするおそ
留する液体により原子炉格納容器内の放射れがない管にあっては，貫通箇所の内側
性物質が外部へ漏えいするおそれがない管」
又は外側の近接した箇所に一個の隔離弁は，以下の要件を満たすこと。
を施設すること。
－ 原子炉冷却材喪失事故時においても原子炉格納容器内において水封が維持されること－ 原子炉格納容器外側で閉じた系を構成すること－ 格納容器外へ導かれた水の漏えいによる放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失
事故の格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べて十分小さいこと

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の解釈
器内に開口部がなく」とは，原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管をいう。この場合において，隔離弁は遠隔操作にて閉止可
能な弁でもよい。
６ 第２号ロ（１）に規定する「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」
は，以下の要件を満たすこと。
- 原子炉冷却材喪失事故時においても原子炉格納容器内において水封が維持されること- 原子炉格納容器外側で閉じた系を構成すること- 格納容器外へ導かれた水の漏えいによる放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失
事故の格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べて十分小さいこと

７

７

第２号ロ（２）に規定する「湿気等によりそ （２） 貫通箇所の内側又は外側に隔離弁を設ける場合には，一方の側の設置箇所におけの隔離弁の機能が著しく低下するおそれがる管であって，湿気その他の隔離弁の機あると認められるもの」とは，湿気や水滴等能に影響を与える環境条件によりその隔により隔離弁の駆動機構等の機能が著しく離弁の機能が著しく低下するおそれがあ低下するおそれのある管，配管が狭隘部を貫ると認められるものにあっては，貫通箇通する場合であって貫通部に近接した箇所
所の外側であって近接した箇所に二個のに設置できないことにより隔離弁の機能が隔離弁を施設すること。
著しく低下するおそれのある管をいう。

（３） 前二号の規定にかかわらず，配管に圧力開放板を適切に設ける場合には，原子炉格納容器の内側又は外側に通常時において閉止された一個の隔離弁を設けること。
ハ イ及びロの規定にかかわらず，次の場合に
ハ 前イ及びロの規定にかかわらず，次の場
合には隔離弁を設けることを要しない。
は隔離弁を設けることを要しない。
（１） 事故の収束に必要な系統の配管に隔離弁 ８ 第２号ハ（１）に規定する「配管」とは，第 （１） 設計基準事故及び重大事故等の収束に必 ８を設けることにより安全性に支障が生じ
要な系統の配管に隔離弁を設けることに
１７条で規定する非常用炉心冷却設備又はるおそれがあり，かつ，当該系統の配管
より安全性を損なうおそれがあり，かつ，第３２条第３号，第４号（ただし，BWR の非により原子炉格納容器の隔離機能が失わ
当該系統の配管により原子炉格納容器の
常用ガス処理設備及び PWR のアニュラス空気れない場合。
隔離機能が失われない場合
浄化設備を除く）及び第５号で規定する原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を設けることにより安全性に支障を生じるおそれがある配管をいう。ただし，原則遠隔操作が可能であり，隔離機能を有する弁（事故時に容易に閉鎖可能であり，運転管理により確実に対応できることが確認されている場
合は手動操作弁も含む）を設置すること。
（２） 計測又は制御棒駆動装置に関連する配管 ９ 第２号ハ（２）に規定する「配管を通じての （２） 計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に ９であって，当該配管を通じての漏えい量
漏えい量が十分許容される程度に抑制され関連する配管であって，当該配管を通じ第２号ロ（２）に規定する「湿気その他の隔離弁の機能に影響を与える環境条件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」とは，湿気や水滴等により隔離弁の駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある管，配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことにより隔離弁の機能が著しく低下するおそれがある管をいう。

備考

追加要求なし

追加要求

追加要求なし
第２号ハ（１）に規定する「配管」とは，第３２条で規定する非常用炉心冷却設備又は第４４条第３号，第４号（ただし，BWR の非常用ガス処理設備及び PWR のアニュラス空気浄化設備を除く）及び第５号で規定する原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を設けることにより安全性に支障を生じるおそれがある配管をいう。ただし，原則遠隔操作が可能であり，隔離機能を有する弁（事故時に容易に閉鎖可能であり，運転管理により確実に対応できることが確認されている場
合は手動操作弁も含む）を設置すること。
第２号ハ（２）に規定する「配管を通じての漏えい量が十分許容される程度に抑制され
9-別 1-99

追加要求

追加要求なし発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）が十分許容される程度に抑制されているものの場合。

ニ

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

ホ

隔離弁は，想定される漏えい量等に応じて漏えい試験ができること。

三

一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊の際に生ずる水素及び酸素により原子炉格納容器の安全性に支障を生ずるおそれがある
場合は，水素又は酸素の濃度を抑制する設備を施設すること。

四一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物
質が漏えいすることにより公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合は，当該放射性物質の濃度を低減する設備（当該放射性物質を格納する施設を含む。
）を施設すること。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則ているもの」とは，ＢＷＲの原子炉圧力容器ての漏えい量が十分許容される程度に抑計装用及び格納容器計装用の配管，ＰＷＲの制されているものの場合
格納容器圧力検出用の計測用配管，ＢＷＲの制御棒駆動水圧系配管のように安全上重要な計測系配管又は制御系配管であって，口径が小さい配管をいう。ここで，原子炉冷却材
圧力バウンダリに接続される一次格納容器を貫通する計測系配管について隔離弁を設けない場合には，オリフィス又は過流量防止
逆止弁の設置等流出量抑制対策を講じること。
ニ 隔離弁は，閉止後において駆動動力源が喪失した場合においても隔離機能が失われ
ないこと。
１０

第２号ホに規定する「漏えい試験ができ
ホ 隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件に応じる」とは，日本電気協会「原子炉格納容器て漏えい試験ができること。
の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）２．
６に定めるＣ種試験ができること。なお，
総合漏えい率の判定基準に見込む「漏えいの増加要因を考慮した余裕係数」を０．２とすること。
（日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書（平成２１年２月））（原子炉格納容器の可燃性ガスの濃度制御）
三 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊又は故障の際に生ずる水素及び酸素によ１１ 第３号に規定する「安全性に支障を生ずる
り原子炉格納容器の安全性を損なうおそれ
おそれがある場合」とは，事故評価期間中がある場合は，水素又は酸素の濃度を抑制すに原子炉格納容器内の水素濃度が４％以る設備を施設すること。
上，かつ酸素濃度が５％以上であることをいう。
１２ 第３号における可燃性ガス濃度制御設備
は，設置許可申請書及び同添付書類八に規定された仕様を満たすものであること。
（放射性物質の濃度低減設備）
四 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体
１３ 第４号に規定する気体状の放射性物質を状の放射性物質が漏えいすることにより公低減する装置とは具体的には以下の設備
衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合をいう。
は，当該放射性物質の濃度を低減する設備
ＢＷＲ：格納容器スプレイ設備，非常用ガ（当該放射性物質を格納する設備を含む。）
ス処理設備を施設すること。
ＰＷＲ：格納容器スプレイ設備，アニュラ
ス空気浄化設備
また，「当該放射性物質を格納する施設」とは，具体的には以下の設備をいう。
ＢＷＲ：原子炉建屋原子炉棟
ＰＷＲ：アニュラス部
これらの施設に開口部を設ける場合には気密性を確保すること。

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の解釈ているもの」とは，ＢＷＲの原子炉圧力容器
計装用及び格納容器計装用の配管，ＰＷＲの格納容器圧力検出用の計測用配管，ＢＷＲの制御棒駆動水圧系配管のように安全上重要な計測系配管又は制御系配管であって，口径が小さい配管をいう。ここで，原子炉冷却材
圧力バウンダリに接続される一次格納容器を貫通する計測系配管について隔離弁を設けない場合には，オリフィス又は過流量防止
逆止弁の設置等流出量抑制対策を講じること。

備考

追加要求なし１０

第２号ホに規定する「漏えい試験ができ 追加要求なしる 」 と は ，「 漏 え い 率 試 験 規 程 （ JEAC
4203-2008）」の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC
4203）
」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付した試験ができること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書」（平成２１年２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））（原子炉格納容器の可燃性ガスの濃度制御）
追加要求なし１１ 第３号に規定する「安全性を損なうおそれがある場合」とは，事故評価期間中に原子炉格納容器内の水素濃度が４％以上，かつ酸素濃度が５％以上であることをいう。
１２ 第３号における可燃性ガス濃度制御設備
は，設置（変更）許可申請書及び同添付書
類八に規定された仕様を満たすものであること。
（放射性物質の濃度低減設備）
追加要求なし１３ 第４号に規定する気体状の放射性物質を低減する装置とは具体的には以下の設備をいう。
ＢＷＲ：格納容器スプレイ設備，非常用ガス処理設備
ＰＷＲ：格納容器スプレイ設備，アニュラ
ス空気浄化設備
また，「当該放射性物質を格納」するものには，以下の設備も含む。
ＢＷＲ：原子炉建屋原子炉棟
ＰＷＲ：アニュラス部
これらの施設に開口部を設ける場合には気密性を確保すること。
9-別 1-100

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

五一次冷却系統に係る施設の故障又は損壊の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性に支障が生ずることを防止するため，原子炉格
納容器内において発生した熱を除去する設備（以下「格納容器熱除去設備」という。）
を次により施設すること。
イ

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則１４ 第４号に規定する気体状の放射性物質を低減する装置の機能は，設置許可申請書添付書類十において評価した当該事象による放射性物質の放出量の評価の条件を確認することにより確認することができる。
また当該設備は，設置許可申請書及び同添付書類八に規定された仕様を満たすもの
であること。この場合において，設置許可時の解析条件のうち以下の値に非保守的な変更がないことを確認すること。
（１）ＢＷＲa) 非常用ガス処理設備
・ガス処理設備のフィルターのよう素除去効率
・ガス処理設備の処理容量（２）ＰＷＲa) アニュラス空気浄化設備
・浄化装置のフィルターのよう素除去
効率・アニュラス負圧達成時間
・浄化装置の処理容量
１５ 第４号に規定する「公衆に放射線障害を及
ぼすおそれがある場合」とは，一次冷却材系統に係る施設の故障又は損壊による敷地境界外の実効線量が「「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日）解説 Ⅱ.３.判断基準について」に規定する線量を超える場合をいう。
１６ 第５号の「安全性に支障が生ずること」とは，一次冷却系統に係る施設の故障又は損
壊によるエネルギー放出によって生ずる
圧力と温度に原子炉格納容器が耐えられないか又は原子炉格納容器漏えい率が公衆に放射線障害を及ぼすおそれが生ずるほど大きくなることをいう。

格納容器熱除去設備は，原子炉格納容器内 １７ 第５号イに規定する「想定される最も厳しの圧力及び温度並びに冷却材中の異物のい条件下」とは，予想される最も小さい有影響の想定される最も厳しい条件下にお効吸込水頭をいい，格納容器熱除去設備にいても，正常に機能すること。
係るろ過装置の性能については「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）（平成 20・02・12 原院第 5 号）
」によること。
１８ 第５号イに規定する「正常に機能する」と

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則の解釈
１４ 第４号に規定する気体状の放射性物質を低減する装置の機能は，設置（変更）許可
申請書において評価した当該事象による放射性物質の放出量の評価の条件を確認することにより確認することができる。また当該設備は，設置（変更）許可申請書及び同添付書類八に規定された仕様を満たすものであること。この場合において，設置（変更）許可時の解析条件のうち以下の値に非保守的な変更がないことを確認すること。
（１）ＢＷＲa) 非常用ガス処理設備
・ガス処理設備のフィルターのよう素除去効率
・ガス処理設備の処理容量（２）ＰＷＲa) アニュラス空気浄化設備
・浄化装置のフィルターのよう素除去
効率・アニュラス負圧達成時間
・浄化装置の処理容量
１５ 第４号に規定する「公衆に放射線障害を及
ぼすおそれがある場合」とは，一次冷却材系統に係る施設の損壊又は故障による敷地境界外の実効線量が「「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会）」「解
説 Ⅱ.３.判断基準について」に規定する線量を超える場合をいう。
五 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損 （原子炉格納容器熱除去装置）
追加要求なし壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内 １６ 第５号に規定する「安全性を損なうこと」の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容とは，一次冷却系統に係る施設の損壊又は器の安全性を損なうことを防止するため，原
故障によるエネルギー放出によって生ず
子炉格納容器内において発生した熱を除去る圧力と温度に原子炉格納容器が耐えらする設備（以下「格納容器熱除去設備」といれないか又は原子炉格納容器漏えい率がう。
）を次により施設すること。
公衆に放射線障害を及ぼすおそれが生ずるほど大きくなることをいう。
イ 格納容器熱除去設備は，原子炉格納容器内 １７ 第５号イに規定する「想定される最も厳し 追加要求なしの圧力及び温度並びに冷却材中の異物のい条件下」とは，予想される最も小さい有影響の想定される最も厳しい条件下にお効吸込水頭をいい，格納容器熱除去設備にいても，正常に機能すること。
係るろ過装置の性能については「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第 5 号（平成２０年２月２７日原子力安全・保安院制定））によること。
１８ 第５号イに規定する「正常に機能する」と
9-別 1-101

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則に関する規則の解釈
は，想定冷却材喪失事故における格納容器
は，具体的には，格納容器熱除去設備の仕スプレイ設備のポンプの容量が設置許可
様が設置許可申請書添付書類八に規定さ申請書添付書類十で想定した評価の条件れた仕様を満足するとともに，設置許可申を満たしていることをいう。また当該設備
請書における評価条件と比較して非保守は，設置許可申請書及び同添付書類八に規的な変更がないことを確認することをい定された仕様を満たすものであること。なう。
お，第８条第２項に規定する試験及び検査並びに第３２条第５号ロに規定する試験の格納容器熱除去ポンプへの適用に際し，設置許可申請添付書類八に記載された仕様値が同添付書類十に適用された入力仕様値と異なる場合には，既設プラントにおける測定上の制約及び設計時の裕度を考慮することができ，同添付書類十に適用された入力仕様値を満たすことにより確認することができる。
ロ 格納容器熱除去設備は，その能力を確認す １９ 第５号ロに規定する「原子炉の運転中に試ロ 格納容器熱除去設備は，その能力を確認す １９ 第５号ロに規定する「発電用原子炉の運転 追加要求なし
るために，原子炉の運転中に試験ができる
験ができる」機器とは，「動的機器（ポン中に試験ができる」機器とは，動的機器（ポるため，発電用原子炉の運転中に試験がで
こと。
きること。
プ及び事故時に動作する弁等）」をいう。
ンプ及び事故時に動作する弁等）をいう。

9-別 1-102

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（保安電源設備）第三十三条
２ 原子力発電所には，前項の電線路及び当該原子力発電所において常時使用されている発電機からの電気の供給が停止した場合において保安を確保するために必要な装置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする発電設備又はこれと同等以上の機能を有す
る非常用予備動力装置を施設しなければならない。

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（保安電源設備）第四十五条
１ 第２項に規定する「保安を確保するために必
発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機から要な装置」とは，以下の装置をいう。
の電力の供給が停止した場合において発電用原・第２条第８号ホに規定される装置
子炉施設の安全性を確保するために必要な装置
・燃料プール補給水系
・第２０条第１項第６号に規定する事故時監 の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする発電設備又はこれと同等以上の機能を有する非視計器
常用電源設備を施設しなければならない。
・制御室外からの原子炉停止装置
・ＰＷＲの加圧器逃がし弁（手動開閉機能）
及び同元弁・非常用電源設備の機能を達成するための燃
料系

３

２

原子力発電所の保安を確保するため特に必要な設備には，無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する装置を施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

第３項に規定する「特に必要な設備」とは， ２ 設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備には，無停電電源装置又はこ非常用炉心冷却系の計測制御用電源設備等
れと同等以上の機能を有する装置を施設しをいう。「同等以上の機能を有する装置」となければならない。
は，直流電源装置をいい，第３３条第５項に規定する蓄電池を兼ねて設置してもよい。
３ 保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）には，第一項の電線路，当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から発電用
原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置への電力の供給が停止することがな
いよう，次に掲げる措置を講じなければなら
ない。
一

二

高エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必要な措置

前号に掲げるもののほか，機器の損壊，故障
その他の異常を検知し，及びその拡大を防止するために必要な措置

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の解釈

備考

１

第１項に規定する「発電用原子炉施設の安全 追加要求なし
性を確保するために必要な装置」とは，以下の装置をいう。
・第２条第２項第９号ホに規定される装置
・燃料プール補給水系・第３４条第１項第６号に規定する事故時監
視計器
・原子炉制御室外からの原子炉停止装置
・ＰＷＲの加圧器逃がし弁（手動開閉機能）
及び同元弁・非常用電源設備の機能を達成するための燃料系
２ 第２項に規定する「特に必要な設備」とは， 追加要求なし
非常用炉心冷却系の計測制御用電源設備等をいう。「同等以上の機能を有する装置」とは，直流電源装置をいい，第１６条に規定す
る蓄電池を兼ねて設置してもよい。
３ 第３項に規定する「常時使用される」とは， 追加要求
主発電機又は非常用電源設備から電気が供給されている状態をいう。

４

第３項第１号に規定する「高エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必要な措置」とは，重要安全施設（設置許可基準規則第２条第２項第９号に規定する重要安全施設をいう。以下同じ。）
への電力供給に係る電気盤及び当該電気盤に影響を与えるおそれのある電気盤（安全施設（重要安全施設を除く。）への電力供給に係るものに限る。）について，遮断器の遮断
時間の適切な設定等により，高エネルギーのアーク放電によるこれらの電気盤の損壊の拡大を防止することができることをいう。
５ 第３項第２号に規定する「異常を検知し，及びその拡大を防止するために必要な措置」と
は，短絡，地絡，母線の低電圧又は過電流などを検知し，遮断器等により故障箇所を隔離し，保安を確保するために必要な装置への影響を限定できる設計及び外部電源に直接接続している変圧器の一次側において３相のうちの１相の電路の開放が生じた場合に，安9-別 1-103

追加要求
平成 31 年 8 月 1 日
以後最初の施設定期検査の終了日又は平成 31 年 8 月 1
日以後に発電用原子炉の運転を開始
する日の前日のいずれか早い日までに実施。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

原子力発電所に接続する電線路のうち少なくとも二回線は，当該原子力発電所において受電可能なものであって，使用電圧が六万ボルトを超える特別高圧のものであり，かつ，それにより当該
原子力発電所を電力系統に連系するように施設しなければならない。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則４５

設計基準対象施設に接続する第一項の電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象
施設において受電可能なものであって，使用電圧が六万ボルトを超える特別高圧のものであり，かつ，それにより当該設計基準対象
施設を電力系統に連系するように施設しなければならない。

前項の電線路のうち少なくとも一回線は，当該設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるように施設しなければならない。
６ 設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の敷地内の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統からそれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないように施設しなければならない。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則の解釈
全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。）を行う
ことによって，安全施設への電力の供給が停止することがないように，電力供給の安定性を回復できる設計とすることをいう。
６ 第４項に規定する「少なくとも二回線」とは， 追加要求
送受電可能な回線又は受電専用の回線の組
み合わせにより，電力系統と非常用所内配電設備とを接続する外部電源受電回路を 2 つ以
上設けることにより達成されることをいう。
７ 第４項に規定する「互いに独立したもの」とは，２回線以上の電線路の上流側が一つの変電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所が停止することによって，発電用原子炉施設に連系する全ての電線路が停止する事態にならないことをいう。
８ 第５項に規定する「物理的に分離」とは，同 追加要求
一の送電鉄塔等に架線されていないことを
いう。
追加要求

9-別 1-104

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
４ 非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性，及び独立性を有し，その系統を構成する機械器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は一次冷却材喪失等の事故時において工学
的安全施設等の設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則に関する規則の解釈
３ 第４項に規定する「附属設備」には，非常用 ７ 非常用電源設備及びその附属設備は，多重性 ９ 第７項に規定する「附属設備」には，非常用 追加要求
電源設備の機能を達成するための燃料系を電源設備の機能を達成するため燃料系を含
又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故
含む。
めること。
障が発生した場合であっても，運転時の異常 １０ 第７項に規定する「工学的安全施設等及び４ 第４項に示す「工学的安全施設等の設備がそな過渡変化時又は設計基準事故時において設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量」とは，工学的安全施設及び設計基準事故に対処すの機能を確保するために十分な容量」と工学的安全施設等の設備が必要とする電源るための設備がその機能を確保するためには，工学的安全施設等の設備が必要とするが所定の時間内に所定の電圧に到達し，継続
十分な容量を有するものでなければならな電源が所定の時間内に所定の電圧に到達的に供給できる容量をいう。工学的安全施設
い。
し，継続的に供給できる容量をいう。工学
等の設備に継続的に供給できる容量に達す的安全施設等の設備に継続的に供給できる時間は，設置許可申請書添付書類十においる容量に達する時間は，発電用原子炉設置て評価した冷却材喪失事故における工学的（変更）許可申請書において評価した原子安全施設等の設備の作動開始時間を満足し
炉冷却材喪失事故における工学的安全施ていることを確認すること。また当該設備設等の設備の作動開始時間を満たすもの
は，設置許可申請書及び同添付資料書類八にであるとともに，７日間の外部電源喪失を規定された仕様を満たすものであること。
仮定しても，電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内に貯蔵すること。また当該設
備は，発電用原子炉設置（変更）許可申請
書に規定された仕様を満たすものであること。
８ 設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設
追加要求に属する非常用電源設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電力に過度に依存しないように施設しなければならない。

9-別 1-105

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）（発電所緊急時対策所）
第二十四条の三原子力発電所には，一次冷却系統に係る施設の損壊等が生じた場合に適切な措置をとるための発電所緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

１第２４条の３に規定する「発電所緊急時対策所」の機能としては，一次冷却材喪失事故等が発生した場合において，関係要員が必要な期間にわたり滞在でき，制御室内の運転員を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また，発電所内外関連箇所との通信連絡のための少なくとも一つの専用回線を含む多重の連絡回線を有すること。

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（緊急時対策所）
第四十六条
工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室
以外の場所に施設しなければならない。

２

緊急時対策所及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍には，有毒ガスが発生した場合に適切な措置をとるため，工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場
合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置の設置その他の適切な防護措置を講じなければならない。

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の解釈

備考

１

第４６条に規定する「緊急時対策所」の機能としては，一次冷却材喪失事故等が発生した
場合において，関係要員が必要な期間にわたり滞在でき，原子炉制御室内の運転員を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また，発電所内の関係要員に指示できる通信連絡設備，並びに発電所外関連箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならな
い。さらに，酸素濃度計を施設しなければならない。酸素濃度計は，設計基準事故時において，外気から緊急時対策所への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであ
れば，常設設備，可搬型を問わない。

追加要求

２

第２項に規定する「有毒ガスが発生した場
合」とは，緊急時対策所の指示要員の吸気中の有毒ガスの濃度が有毒ガス防護のための判断基準値を超えるおそれがあることをいう。「工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置の設置」については「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記－９）」によること。

追加要求

9-別 1-106

平成 32 年 5 月 1 日
以後最初の施設定期検査の終了日又は平成 32 年 5 月 1
日以後に発電用原子炉の運転を開始
する日の前日のいずれか早い日までに実施。

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
（警報装置等）第二十一条
原子力発電所には，その機械器具の機能の喪 １ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表失，誤操作等により原子炉の運転に著しい支障を示ランプ点灯だけでなく同時にブザー鳴動
及ぼすおそれが生じた場合，前条第九号の放射性等を行うこと。
物質の濃度若しくは同条第十二号及び第十三号の線量当量率が著しく上昇した場合又は流体状 ２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合の放射性廃棄物（気体状のものを除く。以下同に対しては，少なくとも以下のものが施設さじ。）を処理し，若しくは貯蔵する設備から流体れていること。
状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが
第２１条
ＢＷＲ
ＰＷＲ
生じた場合にこれらを確実に検出して自動的に原子炉水 加圧器水警報する装置を施設しなければならない。
位低又は 位低又は高
高
原子炉圧 原子炉圧
力高その機械器具の機能の 力高喪失，誤操作等により原 中性子束 中性子束
高子炉の運転に著しい支 高
障を及ぼすおそれが生 原子炉建 原子炉格
じた場合屋放射能 納容器内
高第２０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

放射能高

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
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に関する規則の解釈（警報装置等）第四十七条
発電用原子炉施設には，その機械又は器具の機 １ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子示ランプ点灯だけでなく同時にブザー鳴動
炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生し等を行うこと。
た場合，第三十四条第一項第九号の放射性物質の濃度又は同条同項第十二号及び第十三号の線量 ２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合当量率が著しく上昇した場合又は流体状の放射に対しては，少なくとも以下のものが施設さ性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備から流体状
れていること。
の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが発
第４７条
ＢＷＲ
ＰＷＲ
生した場合においてこれらを確実に検出して自原子炉水 加圧器水
動的に警報する装置を施設しなければならない。
位低又は 位低又は高
高
その機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼす
おそれが発生した場
合

原子炉圧 原子炉圧力高力高中性子束 中性子束高高原子炉建 原子炉格
屋放射能 納容器内
高
放射能高

主蒸気管 復水器排放射能高 気放射能高主蒸気管 復水器排
放射能高
気放射能
高

排気筒放 排気筒放
射能高
射能高

排気筒放 排気筒放
射能高
射能高

エリア放
射線モニ
タ放射能
高

エリア放
射線モニ
タ放射能
高

周辺監視 周辺監視区域放射 区域放射能高
能高

流体状の放射性廃棄物 機器ドレ
（気体状のものを除く。 ン，床ド
以下同じ。）を処理し， レンの容若しくは貯蔵する設備 器又はサから流体状の放射性廃 ンプの水棄物が著しく漏えいす 位
るおそれが生じた場合

機器ドレ
ン，床ド
レンの容
器又はサ
ンプの水
位

第３４条第１項第９号の放射性物質の濃度又は同条同項第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場合

エリア放
射線モニ
タ放射能
高

エリア放
射線モニ
タ放射能
高

周辺監視 周辺監視区域放射 区域放射能高
能高

流体状の放射性廃棄物を処理し，又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発生した場合

機器ドレ
ン，床ドレ
ンの容器
又はサン
プの水位

機器ドレ
ン，床ドレ
ンの容器
又はサン
プの水位

第３４条第１項第１４号の水温が著しく上昇した場合若しく
は水位が著しく下降
した場合

使用済燃
料貯蔵プ
ール水温
高

使用済燃
料貯蔵ピ
ット水温
高

9-別 1-107

備考

追加要求
使用済燃料貯蔵プール水位については，「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」の第２５条の解釈
７に記載がある。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則

３

４

使用済燃
料貯蔵プ
ール水位
低

第１項に規定する「流体状の放射性廃棄物」とは，液体状の放射性廃棄物及び液体にスラッジ等の固体が混入している状態のものをいう。

３

第１項に規定する「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」とは，床への漏えい又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。
）を早期に検出するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出す
ること。

２

２

原子力発電所には，原子炉並びに一次冷却系
統及び放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備に係る主要な機械器具の動作状態を表示する装置を施設しなければならない。

３

原子力発電所には，一次冷却系統に係る施設の故障，損壊等の際に当該原子力発電所内の人に対し必要な指示ができるように適切な通信連絡設備を施設しなければならない。

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の解釈

備考

使用済燃
料貯蔵ピ
ット水位
低

第１項に規定する「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」とは，床への漏えい又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。）を早期に検出するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出す
ること。

追加要求

発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下を確実に検知し，自動的に警報する装置を施設しなければならない。ただし，発電用原子炉施設が，使用済燃料貯蔵
槽の水温の著しい上昇又は使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下に自動的に対処する機能を有している場合は，この限りでない。

使用済燃料貯蔵槽の水位については，「発電用原子力設
備に関する技術基準を定める省令」の第２５条の解釈７に記載がある。
追加要求なし第２項における表示すべき動作状態の種類
３ 発電用原子炉施設には，発電用原子炉並びに ４ 第３項における表示すべき動作状態の種類
一次冷却系統及び放射性廃棄物を処理し，又は，ポンプの運転・停止状態，弁の開・閉状は，ポンプの運転・停止状態，弁の開・閉状は貯蔵する設備に係る主要な機械又は器具
態等を，表示方法としては表示ランプの点灯
態等を，表示方法としては表示ランプの点灯の動作状態を表示する装置を施設しなけれ
をいう。
をいう。
ばならない。
４ 工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子 ５ 第４項に規定する「一次冷却系統に係る発電 追加要求
炉施設の損壊又は故障の際に発電用原子炉
用原子炉施設の損壊又は故障」とは，事故の施設内の人に対し必要な指示ができるよう，発生等（一次冷却系に係る発電用原子施設の警報装置及び多様性を確保した通信連絡設
損傷又は故障を含む。）に伴い従業員等の一備を施設しなければならない。
時退避，事故対策のための集合等を要する事態をいう。
６ 第３項に規定する「適切な通信連絡設備を施６ 第４項に規定する「警報装置及び多様性を確設しなければならない」とは，原子力発電所
保した通信連絡設備」とは，原子炉制御室等
における一次冷却材喪失事故等が発生したから人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，場合，人が立ち入る可能性のある原子炉建
タービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人に中作業，退避の指示等の連絡を，ブザー鳴動等
央制御室等から操作，作業，退避の指示，連により行うことができる設備及び音声によ絡ができる設備を設置すること。
り行うことができる設備をいう。
５9-別 1-108

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則５ 工場等には，設計基準事故が発生した場合において当該発電用原子炉施設外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができる
よう，多様性を確保した専用通信回線を施設しなければならない。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
備考に関する規則の解釈
７ 第５項に規定する「当該発電用原子炉施設外 追加要求の通信連絡」とは，原子炉制御室等から，使用制限を受けない専用の通信回線を通じて，所外必要箇所への事故の発生等（一次冷却系に係る発電用原子炉施設の損傷又は故障を含む。
）に係る連絡をいう。

9-別 1-109

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）
（準用）
第三十四条
第八条第三項の規定は，原子力発電所に施設する一次冷却材により駆動する蒸気タービン及びその附属設備について準用する。

２

第九条第十五号の規定及び発電用火力設備に関する技術基準を定める省令（平成九年通商産業省令第五十一号）第二章の規定は，原子力発電所に施設する補助ボイラーについて準用する。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）

１

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（準用）
第四十八条

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の解釈

第１項の適用に当たっては，第８条第３項の解釈によること。ＢＷＲへの適用にあっては，高圧タービン等の軸封部からの漏えい防止のための衛帯（シール）蒸気及び低圧ター
ビンの空気の流入防止のための衛帯（シール）蒸気を含めること。

備考

追加要求なし「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」の第十五条の解釈２に記載がある。

２

第２項及び第３項において準用する第９条
第十七条第十五号の規定及び発電用火力設備 １ 第１項において準用する第１７条第１５号 追加要求に関する技術基準を定める省令第二章の規定は，第１５号に規定する「主要な耐圧部の溶接に規定する「主要な耐圧部の溶接部」とは，部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいう。 設計基準対象施設に施設する補助ボイラーにつ以下に掲げるものの溶接部をいう。
液化ガスの記載が原子力発電所に係る補助ボイラー，蒸気タ いて準用する。
（１） 設計基準対象施設の補助ボイラーに属 追加されているが，ービンに係る蒸気だめ，補助ボイラーに属すする容器のうち，次に定める圧力以上 東 海 第 二 発 電 所 にる燃料燃焼設備若しくは蒸気タービンに係の圧力を加えられる部分（以下「耐圧 は該当設備はない。
る熱交換器又は補助ボイラー若しくは蒸気部」という。
）について溶接を必要とす なお，補助ボイラー
タービンに係る管であって，外径 150mm 以上るものについては，従来のもののうち，次の圧力以上の圧力が加えら
イ 水用の容器又は管であって，最高使 「 発 電 用 火 力 設 備れるもの
用温度１００℃未満のものについ に 関 す る 技 術 基 準
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温ては，最高使用圧力１９６０ｋＰａ を定める省令」の規度 100℃未満のものについては，最高使
ロ 液化ガス（通常の使用状態での温度 定を準用しており，用圧力 1960ｋPa
における飽和圧力が１９６ｋＰａ 追加要求はない。
ロ イ以外の容器については，最高使用圧力以上であって現に液体の状態であ98kPaるもの又は圧力が１９６ｋＰａに
ハ イ以外の管については，最高使用圧力
おける飽和温度が３５℃以下であ980kPa（長手継手にあっては，490kPa）って現に液体の状態であるものをいう。以下同じ。）用の容器又は管については，最高使用圧力０ｋＰａ
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については，最高使用圧力９８ｋ
Ｐａ
ニ イ又はロに規定する管以外の管については，最高使用圧力９８０ｋＰ
ａ（長手継手の部分にあっては，４
９０ｋＰａ）（２） 設計基準対象施設の補助ボイラーに係る外径１５０ｍｍ以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの
３ 第２項及び第３項において準用する第９条
２ 第１項において準用する第１７条第１５号
第１５号の規定に適合する溶接部とは，「溶の規定に適合する溶接部は，次の（１）又は接規格 2007」及び「設計・建設規格 2005
（２）のいずれかに適合したものをいう。
（2007）」の規定に『日本機械学会「溶接規（１）「溶接規格 2007」及び「設計・建設規格」等の適用に当たって（別記－１０）』の格 2005(2007)」の規定に「日本機械学
要件を付したものに適合した溶接部をいう。
会「溶接規格」等の適用に当たって（別（溶接規格 2007 技術評価書及び設計・建設
記－５）」の要件を付したもの
規格 2007 技術評価書）（２）「溶接規格 2012(2013)」及び「設計・建設規格 2012」の規定に「日本機械学
9-別 1-110

発電用原子力設備に関する技術基準を定める
省令 （平成 25 年 6 月 28 日）

技術基準規則の新旧比較表
発電用原子力設備に関する技術基準を定める
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
省令の解釈 （平成 23 年 10 月 7 日）
に関する規則

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の解釈
会「設計・建設規格」及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」及び「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（「溶接規格 2007 技術評価書」，「溶接規格 2012(2013)技術評価書」，「設計・建設規格 2007 技術評価書」及
び「設計・建設規格 2012 技術評価書」）

備考

４

発電用火力設備に関する技術基準を定める
省令第十九条から第二十三条までの規定は，原子力発電所に施設するガスタービンについて準用する。

５

発電用火力設備に関する技術基準を定める
省令第二十五条から第二十九条までの規定
は，原子力発電所に施設する内燃機関について準用する。

５

内燃機関の附属設備に属する容器及び管に３ 発電用火力設備に関する技術基準を定める
ついては，第９条，第１０条及び第１１条に省令第二十五条から第二十九条までの規定
よりそれぞれ材料及び構造，安全弁等並びには，設計基準対象施設に施設する内燃機関について準用する。
耐圧試験の規定を適用すること。

内燃機関の附属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設に含まれることから，第１７条，第２０条及び第２１条によりそれぞれ
材料及び構造，安全弁等並びに耐圧試験の規定が適用される。

追加要求なし６

発電用火力設備に関する技術基準を定める
省令第四条の規定は，原子力発電所に施設する電気工作物について準用する。

６

発電用火力設備に関する技術基準を定める
４ 原子力発電工作物に係る電気設備に関する ５ 火力省令の準用に当たっては，「発電用火力
技術基準を定める命令（平成二十四年経済産
設備の技術基準の解釈」の該当部分によるこ
省令（平成９年通商産業省令第５１号）の準業省令第七十号）第四条から第十六条まで，と。
用に当たっては，「発電用火力設備の技術基第十九条から第二十八条まで及び第三十条 ６ 原子力発電工作物に係る電気設備に関する準の解釈（平成１９年９月３日付け平成 19・から第三十五条までの規定は，設計基準対象
技術基準を定める命令（平成２４年経済産業
08・10 原院第 3 号（NISA-234a-07-6））」の該施設に施設する電気設備について準用する。
省令第７０号）の準用に当たっては，「原子当部分によること。ただし，平成９年３月２力発電工作物に係る電気設備の技術基準の６日までに施設し，または施設に着手した原解釈」（原規技発第 1306199 号（平成２５年
子炉施設については，なお従前の例による。
６月１９日原子力規制委員会決定））の該当部分によること。

追加要求なし２

発電用火力設備に関する技術基準を定める ３ ガスタービンの附属設備に属する容器及び 追加要求なし
管は発電用原子炉施設に含まれることから，
省令第十九条から第二十三条までの規定は，第１７条，第２０条及び第２１条によりそれ
設計基準対象施設に施設するガスタービン
について準用する。
ぞれ材料及び構造，安全弁等並びに耐圧試験の規定が適用される。
４9-別 1-111

電気設備については，従来「原子力発
電工作物に係る電気設備に関する技
術基準を定める命令」の規定を準用しており，追加要求は
ない。

別紙２

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

9-別 2-1

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
第 ３ 条
第 ４ 条
第 ５ 条
第 ６ 条
第 ７ 条
第 ８ 条
第 ９ 条
第１０条
第１１条
第１２条

設計基準対象施設の地盤地震による損傷の防止
津波による損傷の防止
外部からの衝撃による損傷の防止―
発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止―
火災による損傷の防止
溢水による損傷の防止等
誤操作の防止安全避難通路等
安全施設

第１３条 運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡大の防止
第１４条 全交流動力電源喪失対策設備
―
―
―
―
―
第１５条 炉心等―第１６条 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

第１７条 原子炉冷却材圧力バウンダリ

第１８条
第１９条
第２０条
第２１条
第２２条
第２３条
第２４条
第２５条

―
蒸気タービン
非常用炉心冷却設備
一次冷却材の減少分を補給する設備
残留熱を除去することができる設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備
計測制御系統施設
安全保護回路反応度制御系統及び原子炉停止系統

第２６条 原子炉制御室等
第２７条 放射性廃棄物の処理施設

技術基準規則
第 ４ 条
第 ５ 条
第 ６ 条
第 ７ 条
第 ８ 条
第 ９ 条
第１０条
第１１条
第１２条
第３８条
第１３条
第１４条
第１５条
第１５条
第１６条
第１７条
第１８条
第２０条
第２１条
第２２条
第１５条
第１９条
第２３条
第２５条
第２４条
第２６条
第４７条
第３４条
第２７条
第２８条
第３０条
第３１条
第３２条
第３３条
第３３条
第３３条
第３４条
第３５条
第３６条
第３７条
第３８条
第３９条
第４１条
第４３条
第２９条

設計基準対象施設の地盤地震による損傷の防止
津波による損傷の防止
外部からの衝撃による損傷の防止
立ち入りの防止
発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止
急傾斜地の崩壊の防止
火災による損傷の防止
発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止
原子炉制御室等
安全避難通路等
安全設備
設計基準対象施設の機能
設計基準対象施設の機能
全交流動力電源喪失対策設備
材料及び構造使用中の亀裂等による破壊の防止
安全弁等
耐圧試験等
監視試験片
設計基準対象施設の機能
流体振動等による損傷の防止
炉心等
一次冷却材
熱遮蔽材
燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備
警報装置等
計測装置
原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
逆止め弁
蒸気タービン
非常用炉心冷却設備
循環設備等
循環設備等
循環設備等
計測装置
安全保護装置
反応度制御系統及び原子炉停止系統
制御材駆動装置
原子炉制御室等
廃棄物処理設備等
放射性物質による汚染の防止
換気設備
一次冷却材処理装置

備考

記載方針
・用語の相違については下破線
・記載内容の相違については下線
・一方の規則にのみ要求されている内容で追加要求となる箇所については黄色ハッチング

9-別 2-2

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

第２８条 放射性廃棄物の貯蔵施設
第２９条 工場等周辺における直接ガンマ線等からの防護第３０条 放射線からの放射線業務従事者の防護第３１条 監視設備
第３２条
第３３条
第３４条
第３５条
第３６条
第３７条
第３８条
第３９条
第４０条
第４１条
第４２条
第４３条

第４４条
第４５条
第４６条
第４７条
第４８条
第４９条
第５０条
第５１条
第５２条
第５３条
第５４条
第５５条
第５６条

原子炉格納施設
保安電源設備緊急時対策所
通信連絡設備補助ボイラー
重大事故等の拡大の防止等
重大事故等対処施設の地盤地震による損傷の防止
津波による損傷の防止
火災による損傷の防止
特定重大事故等対処施設
重大事故等対処設備――――
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設
備
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設
備
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

技術基準規則
第３４条
第４７条
第４０条
第４７条
第４２条
第４２条
第４１条
第４３条
第４７条
第３４条
第３４条
第４７条
第４４条
第４５条
第４６条
第４７条
第４８条
第４９条
第５０条
第５１条
第５２条
第５３条
第５４条
第５５条
第５６条
第５７条
第５８条
第５９条
第６０条
第６１条
第６２条
第６３条
第６４条
第６５条
第６６条
第６７条
第６８条
第６９条
第７０条
第７１条

備考

計測装置
警報装置等
廃棄物貯蔵設備等
警報装置等
生体遮蔽等
生体遮蔽等
放射性物質による汚染の防止
換気設備
警報装置等
計測装置
計測装置
警報装置等
原子炉格納施設
保安電源設備緊急時対策所
警報装置等
準用―
重大事故等対処施設の地盤地震による損傷の防止
津波による損傷の防止
火災による損傷の防止
特定重大事故等対処施設
重大事故等対処設備
材料及び構造使用中の亀裂等による破壊の防止
安全弁等
耐圧試験等
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設
備
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設
備
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

9-別 2-3

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
第５７条
第５８条
第５９条
第６０条
第６１条
第６２条
別記１
別記２
別記３

電源設備
計装設備
運転員が原子炉制御室にとどまるための設備
監視測定設備緊急時対策所
通信連絡を行うために必要な設備―

技術基準規則
第７２条
第７３条
第７４条
第７５条
第７６条
第７７条
第７８条

備考

電源設備
計装設備
運転員が原子炉制御室にとどまるための設備
監視測定設備緊急時対策所
通信連絡を行うために必要な設備
準用
―
―
―

（注記）
1．設置許可基準規則は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成 30 年 2 月 20 日公布）
」及びその解釈（改正 平成 30 年 1 月 24 日 原規技発第 1801246 号）を記載する。
2．技術基準規則は，「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（平成 30 年 2 月 20 日公布）
」及びその解釈（改正 平成 30 年 1 月 24 日 原規技発第 1801246 号）を記載する。

9-別 2-4

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（設計基準対象施設の地盤）（設計基準対象施設の地盤）
第三条 設計基準対象施設は，次条第二項の規定により算定する地震 第四条 設計基準対象施設は，設置許可基準規則第三条第一項の地
震力が作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支力（設計基準対象施設のうち，地震の発生によって生ずるおそれ持することができる地盤に施設しなければならない。
があるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響【解釈】の程度が特に大きいもの（以下「耐震重要施設」という。
）にあっ１ 第４条の規定は，実用発電用原子炉及びその附属施設の位ては，同条第三項に規定する基準地震動による地震力を含む。
）が置，構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支持する制委員会規則第５号。以下「設置許可基準規則」という。
）
ことができる地盤に設けなければならない。
第３条第１項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に【解釈】基づき，設計基準対象施設について，自重や運転時の荷重等
別記１のとおりとする。
に加え，設置許可基準規則第３条第１項の地震力（耐震重要＜別記１＞
度分類（実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及１ 第３条第１項に規定する「設計基準対象施設を十分に支持すび設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第1306193号
ることができる」とは，設計基準対象施設について，自重及び（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））の第４条
運転時の荷重等に加え，耐震重要度分類（本規程第４条２の「耐の解釈中２に規定する耐震重要度分類をいう。以下同じ。
）
震重要度分類」をいう。以下同じ。
）の各クラスに応じて算定すの各クラスに応じて設置許可基準規則第４条第２項の規定にる地震力（第３条第１項に規定する「耐震重要施設」（本規程第より算定する地震力（設置許可基準規則第３条第１項に規定
４条２のＳクラスに属する施設をいう。
）にあっては，第４条第する耐震重要施設にあっては，基準地震動による地震力（設３項に規定する「基準地震動による地震力」を含む。
）が作用し置許可基準規則第４条第３項に規定する基準地震動による地た場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する設計
震力をいう。以下同じ。
）を含む。）をいう。）が作用した場であることをいう。
合においても，接地圧に対する十分な支持力を有することを
なお，耐震重要施設については，上記に加え，基準地震動による地震力が作用することによって弱面上のずれ等が発生しいう。
ないことを含め，基準地震動による地震力に対する支持性能が確保されていることを確認することが含まれる。

備考○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則で「耐震重要施設の弱面上のずれ等」について記載がある。

２ 耐震重要施設は，変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならない。
【解釈】
別記１のとおりとする。

○設置許可基準規則で「耐震重要施設を設ける地盤」について記載がある。

３ 耐震重要施設は，変位が生ずるおそれがない地盤に設けなければ
ならない。
【解釈】
別記１のとおりとする。

○設置許可基準規則で「耐震重要施設を設ける地盤」について記載がある。

9-別 2-5

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（地震による損傷の防止）
第四条 設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができる
ものでなければならない。
【解釈】
別記２のとおりとする。 ＜別記２＞ １，３該当
ただし，炉心内の燃料被覆材の放射性物質の閉じ込めの機能については，以下のとおりとする。
一 第１項に規定する「地震力に十分に耐える」とは，通常運
転時及び運転時の異常な過渡変化時に生じるそれぞれの荷重と，弾性設計用地震動による地震力(本規程別記２第４条第４項第１号に規定する弾性設計用地震動による地震力をいう。)
又は静的地震力（同項第２号に規定する静的地震力をいい，Ｓクラスに属する機器に対し算定されるものに限る。
）のいず
れか大きい方の地震力を組み合わせた荷重条件に対して，炉心内の燃料被覆材の応答が全体的におおむね弾性状態に留まることをいう。
２ 前項の地震力は，地震の発生によって生ずるおそれがある設計基
準対象施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影
響の程度に応じて算定しなければならない。
【解釈】
別記２のとおりとする。 ＜別記２＞ ２，４該当

３

耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。
）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
【解釈】
別記２ ５，６，７のとおりとする。

備考○設置許可基準規則で炉心内の燃料被覆材の放射性物質の閉じ込めの機能に関して，「地震力に十分に耐える」ことについて記載されている。

（地震による損傷の防止）
第五条 設計基準対象施設は，これに作用する地震力（設置許可基
準規則第四条第二項の規定により算定する地震力をいう。
）による損壊により公衆に放射線障害を及ぼさないように施設しなければ
ならない。
【解釈】
１ 第１項の規定は，設置許可基準規則第４条第１項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，設計基準対象
施設が，設置許可基準規則第４条第２項の地震力に対し，施設の機能を維持していること又は構造強度を確保していることをいう。
２

耐震重要施設（設置許可基準規則第三条第一項に規定する耐震重要施設をいう。以下同じ。
）は，基準地震動による地震力（設置許可基準規則第四条第三項に規定する基準地震動による地震力をいう。以下同じ。
）に対してその安全性が損なわれるおそれがない
ように施設しなければならない。
【解釈】
２ 第２項の規定は，設置許可基準規則第４条第３項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，耐震重要施設
が，設置許可基準規則第４条第３項の基準地震動による地震力に対し，施設の機能を維持していること又は構造強度を確保していることをいう。
３ 動的機器に対する「施設の機能を維持していること」とは，基準地震動による応答に対して，当該機器に要求される機能を保持することをいう。具体的には，当該機器の構造，
動作原理等を考慮した評価を行うこと，既往研究で機能維持の確認がなされた機能確認済加速度等を超えていないことを確認することをいう。

○設置許可基準規則の「放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。
」は，技術基準規則では「放射線障害を及ぼさないように施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「おそれがないように施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-6

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
４

技術基準規則耐震重要施設は，前項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
【解釈】
別記２ ８のとおりとする。

３

５

４

炉心内の燃料被覆材は，基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
【解釈】
二 第５項に規定する「基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがない」とは，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件により塑性
ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，放射性物質の閉じ込めの機能に影響を及ぼさないことをいう。

耐震重要施設が設置許可基準規則第四条第三項の地震により生ずる斜面の崩壊によりその安全性が損なわれるおそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
４ 第３項の規定は，設置許可基準規則第４条第４項の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，設置許可基準
規則第４条第３項の地震により斜面の崩壊が生じるおそれがある場合には，耐震重要施設の安全性を損なわないよう，敷地内土木工作物による斜面の保持等の措置を講じること及びその機能を維持していることをいう。

備考○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「おそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

炉心内の燃料被覆材は，基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがないように施設しな ○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，ければならない。
技術基準規則では「おそれがないように施設しなければならない。
」【解釈】とし，具体的な内容が記載されている。
５ 第４項に規定する「基準地震動による地震力に対して放射性物質の閉じ込めの機能が損なわれるおそれがない」とは，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件により
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，放射性物質の閉じ込めの機能に影響を及ぼさないことをいう。

9-別 2-7

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（津波による損傷の防止）
第五条 設計基準対象施設は，その供用中に当該設計基準対象施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波（以下「基準津波」という。
）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければ
ならない。
【解釈】
別記３ １，２，３のとおりとする。

（津波による損傷の防止）
第六条 設計基準対象施設が基準津波（設置許可基準規則第五条に規定する基準津波をいう。以下同じ。
）によりその安全性が損なわれるおそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
１ 第６条の規定は，設置許可基準規則第５条の規定に基づき設置許可で確認した設計方針に基づき，基準津波（設置許可基準規則第５条に規定する基準津波をいう。以下同じ。
）により設計基準対象施設の安全性を損なわないよう，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設置等の措置を講じていること並びにそれらの機能を維持していることをいう。

備考○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「おそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-8

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（外部からの衝撃による損傷の防止）
第六条 安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。
次項において同じ。
）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
【解釈】
１ 第６条は，設計基準において想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）に対して，安全施設が安全機能を損なわない
ために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。
）への措置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，
落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）が発生した場合においても安全機能を損なわないもの」とは，設計上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において，自然事象そのものがもたらす環
境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件において，その設備が有する安全機能が達成されることをいう。

（外部からの衝撃による損傷の防止）
第七条 設計基準対象施設が想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）によりその安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「想定される自然現象」には，台風，竜巻，降水，積雪，凍結，落雷，火山事象，生物学的事象，森林火災等を含む 。
２ 第１項に規定する「適切な措置を講じなければならない」とは，供用中における運転管理等の運用上の措置を含む。

２

重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用す
る衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。
【解釈】
４ 第２項に規定する「重要安全施設」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）の「Ⅴ．２．
（２）自然現象に対する設計上の考慮」に示されるものとする。
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象」とは，対象となる自然現象に対応して，最新の科学的技術的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお，過去の記録，現地調査の結果及び最新知見等を参考にして，必要のある場合には，異種の自然現象を重畳させるものとする。
６ 第２項に規定する「適切に考慮したもの」とは，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するもの
ではなく，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。

備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「設計基準対象施設」を対象としている。
○設置許可基準規則の「損なわないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「適切な措置を講じなければならない。
」とし，お互いの解釈に具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「運転管理等の運用上の措置を含む。
」について記載がある。

○設置許可基準規則で「自然現象により当該重要安全施設に作用する
衝撃及び設計基準事故等に生じる応力を適切に考慮したものでなければいけない」について記載がある。

9-別 2-9

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
３

安全施設は，工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）に対して安全機能を損なわないものでなければならない。
【解釈】
７ 第３項は，設計基準において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）に対して，安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設
又は設備等（重大事故等対処設備を含む。
）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）」とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。
なお，上記の航空機落下については，「実用発電用原子炉施設
への航空機落下確率の評価基準について」（平成 14・07・29 原院第 4 号（平成１４年７月３０日原子力安全・保安院制定））等に基づき，防護設計の要否について確認する。

技術基準規則周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄道，道路その他の外部からの衝撃が発生するおそれがある要因がある場合には，事業所における火災又は爆発事故，危険物を搭載した車両，船舶又は航空機の事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
３ 第２項に規定する「事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）」には，ダムの崩壊，船舶の衝突，電磁的障害等の敷地及び敷地周辺の状況から生じうる事故を含む。
４ 第２項に規定する「適切な措置を講じなければならない」には，対象とする発生源から一定の距離を置くことを含む。

備考

２

３

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「危険物を搭載した車両」の事故について記載がある。
○設置許可基準規則の「安全機能を損なわないものでなければならな
い」は，技術基準規則では「安全性が損なわれないよう，防護措置
その他の適切な措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発生源から一定の距離を置くことを含む」について記載がある。

航空機の墜落により発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
５ 第３項の航空機の墜落については，「実用発電用原子炉施設
への航空機落下確率の評価基準について」（平成２１・０６・
２５原院第１号。平成２１年６月３０日原子力安全・保安院
制定））に基づいて確認すること。この場合において，設置許可申請時の航路に変更がないことにより確認すること。

9-別 2-10

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止）
第七条 工場等には，発電用原子炉施設への人の不法な侵入，発電用原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又は他の物件を損傷するおそれがある物件が持ち込まれること及び不正アクセス行為（不正アクセス行為の禁止等に関する法律（平成十一年法律第百二十八号）第二条第四項に規定する不正アクセス行為をいう。第二十四条第六号において同じ。
）
を防止するための設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第７条の要求には，工場等内の人による核物質の不法な移動又は妨害破壊行為，郵便物等による工場等外からの爆破物
又は有害物質の持ち込み及びサイバーテロへの対策が含まれる。

（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止）
第九条 工場等には，発電用原子炉施設への人の不法な侵入，発電用原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又は他の物件を損傷するおそれがある物件が持ち込まれること及び不正アクセス行為（不正アクセス行為の禁止等に関する法律（平成十一年法律第百二十八号）第二条第四項に規定する不正アクセス行為をいう。以下第三十五条第五号において同じ。）を防止するため，適切な措置を講じなければならない。
【解釈】
１ 第９条に規定する「適切な措置」には，工場等内の人による核物質の不法な移動又は妨害破壊行為，郵便物などによる工場等外からの爆破物又は有害物質の持ち込み及びサイバー
テロへの対策としての柵等の障壁による区画，出入口の常時管理設備の施設等が含まれる。

備考○設置許可基準規則の「設備を設けなければならない。
」は，技術基準
規則では「適切な措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では適切な措置として，「柵等の障壁による区画，出入口の常時管理設備の施設等が含まれる。
」について記載がある。

9-別 2-11

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（火災による損傷の防止）（火災による損傷の防止）第十一条 設計基準対象施設が火災によりその安全性が損なわれな第八条 設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全
いよう，次に掲げる措置を講じなければならない。
性が損なわれないよう，火災の発生を防止することができ，か【解釈】
つ，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」とい
１ 第１１条に規定する措置とは，別途定める「実用発電用原子う。
）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい，安全施設に炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第 ○設置許可基準規則の「機能を有するものでなければならない。」は属するものに限る。
）並びに火災の影響を軽減する機能を有するも1306195号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））のでなければならない。
技術基準規則では「措置を講じなければならない。」とし，具体的によること。
【解釈】な内容が記載されている。
１ 第８条については，設計基準において発生する火災により，発電用原子炉施設の安全性が損なわれないようにするため，設 一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
計基準対象施設に対して必要な機能（火災の発生防止，感知及イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他
び消火並びに火災による影響の軽減）を有することを求めてい○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要の措置を講ずること。
る。
求と技術基準規則における「発火性又は引火性物質の漏えい防止そまた，上記の「発電用原子炉施設の安全性が損なわれない」の他の措置」については同義である。
ロ 安全施設（設置許可基準規則第二条第二項第八号に規定するとは，安全施設が安全機能を損なわないことを求めている。
○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
安全施設をいう。以下同じ。
）には，不燃性材料又は難燃性材料
したがって，安全施設の安全機能が損なわれるおそれがある
求と技術基準規則における「不燃性材料又は難燃性材料の使用」にを使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りでな
火災に対して，発電用原子炉施設に対して必要な措置が求めらついては同義である。
い。
れる。
（１） 安全施設に使用する材料が，不燃性材料又は難燃性材料
２ 第８条について，別途定める「実用発電用原子炉及びその附
属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第 1306195 号（平と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）
成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に適合するもの
である場合
であること。
（２） 安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合【解釈】
２ 第１号ロ（２）に規定する「安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは，ポンプ，弁等の駆動部の潤滑油，機器躯体内部に設置される電気配線，不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等，当該材料が発火した場合においても，他の構築物，系
統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。
ハ

避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。

ニ

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

○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
求と技術基準規則における「自然現象による火災の発生防止設備」
については同義である。
○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
求と技術基準規則における「水素燃焼時の発電用原子炉施設の安全性」については同義である。

ホ

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

○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
求と技術基準規則における「水素の蓄積を防止する措置」については同義である。

9-別 2-12

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考【解釈】
３ 第１号ホの規定については，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の火災防護に係る審査基準」のほか，以下によること。
・ 「放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合」とは，水の放射線分解によって発電用原子炉で発生する水素が滞留，蓄積される可能性のある配管等の損傷により，発電用原子炉の安全性を損なうおそれがあることをいう。この場合において，水素燃焼によっても破断可能性が極めて小さい配管内容積（１～３０リットル程度）を有し，破断対策として元弁を閉じて破断部を隔離できる配管（計装系配管等）にあっては，発電用原子炉の安全性を損なうおそれがないものとみなすことができる。
・ 「水素の蓄積を防止する措置」とは，「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン」（平成１
７年１０月社団法人火力原子力発電技術協会）の本文のみならず，具体的な評価手法等を規定した解説によること。
（「社団法
人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン」に関する技術評価書」（平成１７年１２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤
機構取りまとめ）
二

２

火災の感知及び消火のため，次に掲げるところにより，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。
）及び早期に消火を行う設備（以下「消火設備」という。
）を施設すること。
イ 火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その機能が損なわれることがないこと。
ロ

消火設備にあっては，その損壊，誤作動又は誤操作が起きた
場合においても発電用原子炉施設の安全性が損なわれることが
ないこと。
【解釈】
４ 第２号ロの規定について，消火設備の損壊，誤作動又は誤操作が起きた場合のほか，火災感知設備の損壊，誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても，発電用原子炉施設の安全性を損なわないものであること。

消火設備（安全施設に属するものに限る。
）は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させる
ための機能を損なわないものでなければならない。
【解釈】
３ 第２項の規定について，消火設備の破損，誤作動又は誤操作が起きた場合のほか，火災感知設備の破損，誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても，発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものであること。
三

火災の影響を軽減するため，耐火性能を有する壁の設置その他の延焼を防止するための措置その他の発電用原子炉施設の火災により発電用原子炉を停止する機能が損なわれることがないようにするための措置を講ずること。

○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
求と技術基準規則における「想定される自然現象の同時発生」については同義である。
○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「消火設備（安全施設に属するものに限る。
）」，
技術基準規則は「消火設備」を対象としている。
○設置許可基準規則の「発電用原子炉を安全に停止されるための機能を損なわないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「発電用原子炉施設の安全性が損なわれることがないこと。
」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則の「火災防護に係る審査基準」に基づく措置の要
求と技術基準規則における「火災の影響軽減の具体的措置」については同義である。

9-別 2-13

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（溢水による損傷の防止等）
第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した
場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
【解釈】
１ 第１項は，設計基準において想定する溢水に対して，安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。
）への措置を含む。
２ 第１項規定する「発電用原子炉施設内における溢水」とは，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作動，使用済燃料貯蔵槽等のスロッシングその他の事象により発生する溢水をいう。
３ 第１項に規定する「安全機能を損なわないもの」とは，発電用原子炉施設内部で発生が想定される溢水に対し，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できること，また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できることをいう。さらに，使用済
燃料貯蔵槽においては，プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持できることをいう。

（発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止）第十二条 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における溢水の ○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「設計基準対象施発生によりその安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
設」を対象としている。
○設置許可基準規則の「溢水が発生した場合においても安全機能を損【解釈】
なわないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「溢水の１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設内における溢水の発発生により安全性が損なうおそれがある場合は，防護措置その他の生」とは，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の適切な措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容が記載さ
破損（地震起因を含む），消火系統等の作動，使用済燃料貯蔵れている。
プール（ＢＷＲ），使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）等のスロ
ッシングその他の事象により発生する溢水をいう。
２ 第１項に規定する「防護措置その他の適切な措置」とは，発電用原子炉施設内部で発生が想定される溢水に対し，運転状態にある場合は原子炉を高温停止及び，引き続き低温停止
することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持できる措置をすること，また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる措置をいう。さらに，使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ）又は使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）に
おいては，プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持できる措置をいう。

２２

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む
液体を内包する容器又は配管の破損によって当該容器，配管その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。
【解釈】
４ 第２項に規定する「容器，配管その他の設備」には，次に掲げる設備を含む。
・ポンプ，弁
・使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ），使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）
・サイドバンカ貯蔵プール
・原子炉ウェル，機器貯蔵プール（ＢＷＲ）
・原子炉キャビティ（キャナルを含む。
）（ＰＷＲ）

設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損により当該容器，配管その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがある場合
は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止するために必要な措置を講じなければならない。
【解釈】
４ 第２項に規定する「容器，配管その他の設備」には，次に掲げる設備を含む。
・ポンプ，弁
・使用済燃料貯蔵プール（ＢＷＲ），使用済燃料貯蔵ピット（ＰＷＲ）
・サイドバンカ貯蔵プール
・原子炉ウェル，機器貯蔵プール（ＢＷＲ）
・原子炉キャビティ（キャナルを含む。
）（ＰＷＲ）○設置許可基準規則の「あふれ出た場合において，当該液体が管理区
域外へ漏えいしないものでなければならない。
」は，技術基準規則では「あふれ出るおそれがある場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止するために必要な措置を講じなければならない。」とし，必要な措置が記載されている。

9-別 2-14

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則（誤操作の防止）第十条 設計基準対象施設は，誤操作を防止するための措置を講じたものでなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「誤操作を防止するための措置を講じたもの」とは，人間工学上の諸因子を考慮して，盤の配置及び操作器具並びに弁等の操作性に留意すること，計器表示及び警報表示において発電用原子炉施設の状態が正確かつ迅速に把握できるよう留意すること並びに保守点検において誤りを生じにくいよう留意すること等の措置を講じた設計であることをいう。また，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，ある時間までは，運転員の操作を期待しなくても必要な安全機能が確保される設計であることをいう。

技術基準規則備考（原子炉制御室等）
第三十八条◯主語の相違【結果：相違あり】
２ 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設置許可基準規則は「設計基準対象施設」，技術基準規則は「原子炉備を操作する装置，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原制御室」を対象としており，設置許可基準規則の方が対象範囲は広子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及い。
び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「誤操作を装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子防止するための措置」について具体的に記載がある。
炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一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施設しなければならない。
【解釈】
１ 第２項に規定する「発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態」とは次の状態をいう。
（１）発電用原子炉の制御棒の動作状態（２）発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態（３）発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な弁の開閉状態
２ 第２項に規定する「その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置」とは，警報装置，機械器具を操作する装置
及び機械器具の動作状況を表示する装置をいう。
３ 第２項に規定する「主要計測装置の計測結果を表示する装置」とは，発電用原子炉の炉心，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。
４ 第２項に規定する「第４７条第１項に規定する装置」を「集中し」施設するに当たり，当該設備の専用制御場所に集中して警報表示する場合は，原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。また，複数の発電用原子炉で廃棄物処理設備等を共用する場合にあっては，当該設備の属するいずれかの発電用原子炉の原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。
５ 第３５条に規定する安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できること。
６ 第２項に規定する安全設備を運転中に試験するため，電動弁用電動機に熱的過負荷保護装置（以下「保護装置」という。
）を使用する場合には，保護装置の使用状態又は不使用状態を運転員が的確に識別できるように，表示装置が設けられていること。ただし，保護装置が常時使用され，事故時にのみ自動的にバイパスされるように設計されている場合，又は保護装置が事
故時において不要な作動をしないように設定されている場合
は，同表示装置の設置は不要である。

9-別 2-15

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

７ 第２項に規定する「誤操作することなく適切に運転操作することができる」とは｢原子炉制御室における誤操作防止のための設
備面への要求事項(別記－７)｣によること。

２

安全施設は，容易に操作することができるものでなければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「容易に操作することができる」とは，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（余震等を含む。
）及び施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件を想定しても，運転員が容易に設備を運転できる設計であることをいう。

○技術基準規則での対応条文はない。

9-別 2-16

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（安全避難通路等）（安全避難通路等）
第十一条 発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を設けなければ第十三条 発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設しなければ ◯設置許可基準規則の「設備を設けなければならない。
」は，技術基準ならない。
ならない。
規則では「設備を施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が【解釈】記載されている。
１ 第１１条は，設計基準において想定される事象に対して発電用原子炉施設の安全性が損なわれない（安全施設が安全機能を損なわない。）ために必要な安全施設以外の施設又は設備等への措置を含む。
一

その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路

二

照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難二 照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難
用の照明
用の照明
【解釈】
２ 第２号に規定する「避難用の照明」の電力は，非常用電源から供給されること，又は電源を内蔵した照明装置を装備すること。

三設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照三 設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明明を除く。）及びその専用の電源を除く。）及びその専用の電源
【解釈】
【解釈】
３ 第３号に規定する「設計基準事故が発生した場合に用いる照１ 第３号に規定する「設計基準事故が発生した場合に用いる照明」とは，昼夜及び場所を問わず，発電用原子炉施設内で事故
明（前号の避難用の照明を除く。
）及びその専用の電源」は，昼対策のための作業が生じた場合に，作業が可能となる照明のこ
夜，場所を問わず，発電用原子炉施設内で事故対策のための作とをいう。なお，現場作業の緊急性との関連において，仮設照業が生じた場合に，作業が可能となる照明及び電源を施設する
明の準備に時間的猶予がある場合には，仮設照明（可搬型）にこと。なお，現場作業の緊急性との関連において，仮設照明（可よる対応を考慮してもよい。
搬型）の準備に時間的余裕がある場合には，仮設照明による対応を考慮してもよい。

一

その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路

9-別 2-17

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則（安全施設）
第十二条 安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたものでなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたもの」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」による。ここで，当該指針における「安全機能を有する構築物，系統及び機器」は本規定の「安全施設」に読み替える。
２

安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは，当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。
）をいう。以下同じ。
）が発生した場合であって，外部電源が利用できない場合においても機能できるよう，当該系統を構成する機械又は器具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保するものでなければならない。
【解釈】
２ 第２項の「単一故障」は，従属要因に基づく多重故障を含まれる。
３ 第２項に規定する「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」は，上記の指針を踏まえ，以下に示す機能を有するものとする。
一 その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能
原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後における除熱のための残留熱除去機能（ＰＷＲ）
二次系からの除熱機能二次系への補給水機能
崩壊熱除去機能（ＢＷＲ）
原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能（ＰＷＲ）
原子炉内低圧時における注水機能
原子炉内高圧時における注水機能（ＢＷＲ）
原子炉内低圧時における注水機能
原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲
気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能

技術基準規則備考◯設置許可基準規則第十二条第１項に「安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたものでなければならない。
」と記載があり，第２項以降に技術基準規則に対応する条文がある。

（安全設備）
第十四条 第二条第二項第九号ハ及びホに掲げる安全設備は，当該安 ◯主語の相違【結果：相違あり】
設置許可基準規則は「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重全設備を構成する機械又は器具の単一故障（設置許可基準規則第十要度が特に高い安全機能を有するもの」，技術基準規則では「第二条二条第二項に規定する単一故障をいう。以下同じ。
）が発生した場合
第二項第九号ハ及びホに掲げる安全設備」を対象としており，設置であって，外部電源が利用できない場合においても機能できるよ
許可基準規則の方が対象範囲は広い。
う，構成する機械又は器具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保するよう，施設しな ◯設置許可基準規則の「多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確ければならない。
保するものでなければならない。
」は，技術基準規則では「多重性又【解釈】は多様性を確保し，及び独立性を確保するよう，施設しなければな
１ 第１項に規定する「単一故障」は，短期間では動的機器の単らない。」とし，具体的な内容が記載されている。
一故障を，長期間では動的機器の単一故障又は静的機器の想定される単一故障のいずれかをいう。ここで， 短期間と長期間の境界は 24 時間を基本とし，例えば，ＰＷＲの非常用炉心冷却系及び格納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切り替え等のように，運転モードの切り替えを行う場合は，その時点を短期間と長期間の境界とする。

9-別 2-18

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用の交流電源機能
非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
圧縮空気供給機能
二 その機能を有する複数の系統があり，それぞれの系統について多重性又は多様性を要求する安全機能
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機能
事故時の炉心冷却状態の把握機能
事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
事故時のプラント操作のための情報の把握機能
４ 第２項に規定する「単一故障」は，動的機器の単一故障及び静的機器の単一故障に分けられる。重要度の特に高い安全機能を有する系統は，短期間では動的機器の単一故障を仮定しても，長期間では動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，所定の安全機能を達成できるように設計されていることが必要である。
５ 第２項について，短期間と長期間の境界は 24 時間を基本とし，運転モードの切替えを行う場合はその時点を短期間と長期間の境界とする。例えば運転モードの切替えとして，加圧水型
軽水炉の非常用炉心冷却系及び格納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切替えがある。
また，動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故
障のいずれかを仮定すべき長期間の安全機能の評価に当たっては，想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障
が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。
さらに，単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合，あるいは，単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等により確認できれば，当該機器に対する多重性の要求は適用しない。
３

安全施設は，設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮することができるものでなければならない。

２

安全設備は，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定 ◯主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「安全設備」を対される全ての環境条件において，その機能を発揮することができる
象としている。
よう，施設しなければならない。

9-別 2-19

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則【解釈】６ 第３項に規定する「想定される全ての環境条件」とは，通常
運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，その機能が期待されている構築物，系統及び機器が，その間にさらされると考えられる全ての環境条件をいう。

技術基準規則備考◯設置許可基準規則の「その機能を発揮することができるものでなけ【解釈】
ればならない。
」は，技術基準規則では「その機能を発揮することが２ 第２項の規定は，安全設備のほか，「発電用軽水型原子炉施設できるよう，施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載の安全機能の重要度分類に関する審査指針（平成２年８月３０
されている。
日原子力安全委員会）」において規定される安全機能を有する構築物，系統及び機器についても適用するものとする。
３ 第２項に規定する「想定される全ての環境条件」とは，通常
運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，所定の機能を期待されている構築物，系統及び機器が，その間にさらされると考えられる全ての環境条件のことで，格納 ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「安全設備の設計に考慮すべき具体的な環境条件」や「配管内円柱状構造物の容器内の安全設備であれば通常運転からＬＯＣＡ（冷却材喪失
流力振動に対する考慮」について記載がある。
事故）時までの状態において考えられる圧力，温度，放射線，湿度をいう。また，「環境条件」には，冷却材の性状（冷却材中の破損物等の異物を含む）が含まれる。なお，配管内円柱状構
造物が流体振動により破損物として冷却材に流入することの評価に当たっては，日本機械学会「配管内円柱状構造物の流力
振動評価指針（JSME S012）」を適用すること。
４ 第２項について，安全設備のうち供用期間中において中性子 ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では原子炉圧力照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気
容器の破壊じん性について記載がある。
協会「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法（JEAC4206-2007）」(以下「「破壊靭性の確認試験方法（JEAC
4206-2007）」」という。)の規定に「日本電気協会「原子力発電
所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法（JEAC 4206-2007）」の適用に当たって(別記－１)」の要件を付したものに掲げる，
破壊じん性の要求を満足すること。この場合において，監視試
験を行うに当たっては，日本電気協会「原子炉構造材の監視試
験方法（JEAC 4201-2007）」（以下「「監視試験方法（JEAC 42012007）
」
」という。
），
「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 42012007）[2010 年追補版]」（以下「「監視試験方法（JEAC 42012007/2010）」」という。）及び「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201-2007）[2013 年追補版]」（以下「「監視試験方法（JEAC 4201-2007/2013）」」という。
）の規定に「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201）」の適用に当たって(別記－６)」の要件を付したものによること。
（「日本 電気協 会規格「原 子炉構造 材の監 視試験 方法」（JEAC4201-2007）及び「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」（JEAC 4206-2007）に関する技術評価書」（平成２１年８月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ），「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法(JEAC
4201-2007)[2010 年追補版]」に関する技術評価書」（平成２３
年５月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ）
及び「日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法(JEAC42012007)[2013 年 追 補版 ]」 に関す る技 術 評価 書 」（ 原 規技 発
1510073 号（平成２７年１０月７日原子力規制委員会決定）））

9-別 2-20

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考◯主語の相違【結果：相違あり】
安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能 （設計基準対象施設の機能）の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査 第十五条
設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「設計基準対象施ができるものでなければならない。
設」を対象としており，技術基準規則の方が対象範囲は広い。
２ 設計基準対象施設は，その健全性及び能力を確認するため，発電【解釈】用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検 ◯設置許可基準規則の「試験又は検査ができるものでなければならな
７ 第４項に規定する「発電用原子炉の運転中又は停止中に試験査を含む。
）ができるよう，施設しなければならない。
い。
」は，技術基準規則では「必要な箇所の保守点検（試験及び検査
又は検査ができる」とは，実系統を用いた試験又は検査が不適
【解釈】
を含む。
）ができるよう，施設しなければならない。
」とし，保守及当な場合には，試験用のバイパス系を用いること等を許容する
１ 第２項に規定する「保守点検（試験及び検査を含む。
）ができ
び点検が可能となるよう，具体的な内容が記載されている。
ことを意味する。
るよう，施設しなければならない」とは，発電用原子炉施設が８ 第４項に規定する「試験又は検査」については，次の各号に所要の性能を確認するために必要な保守及び点検が可能な構よること。
造であり，かつ，そのために必要な配置，空間等を備えたもの
一 発電用原子炉の運転中に待機状態にある安全施設は，運転中であること。また，試験及び検査には，原子炉等規制法第４３に定期的に試験又は検査（実用発電用原子炉及びその附属施設
条の３の１１（使用前検査），同法第４３条の３の１３（溶接安の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第全管理検査），同法第４３条の３の１５（施設定期検査）及び同６号。以下「技術基準規則」という。
）に規定される試験又は検法第４３条の３の１６（定期安全管理検査）に規定する検査並査を含む。
）ができること。ただし，運転中の試験又は検査によびに技術基準規則第２１条，同規則第３２条第４項，同規則第って発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合は，この限３５条第７号，同規則第４４条第１号ハ，同条第２号ホ及び同りでない。また，多重性又は多様性を備えた系統及び機器にあ条第５号ロに規定する試験を含む。
っては，各々が独立して試験又は検査ができること。
二 運転中における安全保護系の各チャンネルの機能確認試験にあっては，その実施中においても，その機能自体が維持されていると同時に，原子炉停止系及び非常用炉心冷却系等の不必
要な動作が発生しないこと。
三 発電用原子炉の停止中に定期的に行う試験又は検査は，原子炉等規制法及び技術基準規則に規定される試験又は検査を含む。
９ 第４項について，下表の左欄に掲げる施設に対しては右欄に示す要求事項を満たさなければならない。
構築物，系統及び機器
要求事項
反応度制御系及び原子炉停止系 試験のできる設計であること
原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉の供用期間中に試験及び検査ができる設計であること
残留熱を除去する系統試験のできる設計であること
非常用炉心冷却系
定期的に試験及び検査できるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，独立に各系の試験及び検査ができる設計であること最終的な熱の逃がし場へ熱を輸 試験のできる設計であること
送する系統
原子炉格納容器
定期的に，所定の圧力により原子炉格納容器全体の漏えい率測定ができる設計であること
電線，配管等の貫通部及び出入口の重要な部分の漏えい試験が
できること

４

9-別 2-21

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
隔離弁

原子炉格納容器熱除去系
原子炉格納施設雰囲気を制御す
る系統
安全保護系

電気系統

燃料の貯蔵設備及び取扱設備

技術基準規則備考

隔離弁は，定期的な動作試験が可能であり，かつ，重要な弁については，漏えい試験ができること試験のできる設計であること
試験のできる設計であること
原則として原子炉の運転中に，定期的に試験ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，各チャンネ
ルが独立に試験できる設計であること重要度の高い安全機能に関連する電気系統は，系統の重要な部
分の適切な定期的試験及び検査が可能な設計であること
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，適切な定期的試験及び検査ができること

５

安全施設は，蒸気タービン，ポンプその他の機器又は配管の損壊 ４ 設計基準対象施設に属する設備であって，蒸気タービン，ポンプ ◯主語の相違【結果：相違なし】
その他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損傷を受け，発電設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「設計基準対象施に伴う飛散物により，安全性を損なわないものでなければならな用原子炉施設の安全性を損なうことが想定されるものには，防護施設に属する設備であって，蒸気タービン，ポンプその他の機器又はい。
設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。
配管の損傷に伴う飛散物により損傷を受け，発電用原子炉施設の安
【解釈】
【解釈】
全性を損なうことが想定されるもの」を対象としている。
１０ 第５項に規定する「蒸気タービン，ポンプその他の機器又３ 第４項に規定する「蒸気タービンの損壊に伴う飛散物により ◯設置許可基準規則の「安全性を損なわないものでなければならなは配管の損壊に伴う飛散物」とは，内部発生エネルギーの高い損傷を受け，発電用原子炉施設の安全性を損なうことが想定さい。」は，技術基準規則では「損傷防止措置を講じなければならな流体を内蔵する弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガスれる」とは，タービンミサイル発生時の対象物を破損する確率い。」とし，具体的な内容が記載されている。
爆発又は重量機器の落下等によって発生する飛散物をいう。なが１０－７回／炉・年を超える場合をいう。
お，二次的飛散物，火災，化学反応，電気的損傷，配管の破損「ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損又は機器の故障等の二次的影響も考慮するものとする。また，傷を受け，発電用原子炉施設の安全性を損なうことが想定され
上記の「発生する飛散物」の評価については，「タービンミサイる」とは，ＰＷＲの原子炉冷却材ポンプフライホイールにあっル評価について」（昭和５２年７月２０日原子力委員会原子炉ては，限界回転数が予想される最大回転数に比べて十分大きい
安全専門審査会）等によること。
ことを確認すれば安全性を損なうことが想定されないものと判断する。
４ 第４項に規定する「その他の損傷防止措置」とは，（１）想定される飛散物の発生箇所と防護対象機器の距離を十分にとること，又は，（２）想定される飛散物の飛散方向を考慮し，防護対象を損傷し安全性を損なうことがないよう配置上の配慮又は多重性を考慮すること。

６

重要安全施設は，二以上の発電用原子炉施設において共用し，又 ５ 設計基準対象施設に属する安全設備であって，第二条第二項第九 ◯主語の相違【結果：相違なし】
号ハに掲げるものは，二以上の発電用原子炉施設において共用し，設置許可基準規則は「重要安全施設」，技術基準規則は「設計基準対は相互に接続するものであってはならない。ただし，二以上の発電又は相互に接続するものであってはならない。ただし，二以上の発象施設に属する安全設備であって，第二条第二項九号ハに掲げるも用原子炉施設と共用し，又は相互に接続することによって当該二以
電用原子炉施設と共用し，又は相互に接続することによって当該二の」を対象としている。

9-別 2-22

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は，この限りでない。
【解釈】
１１ 第６項に規定する「重要安全施設」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」においてクラスＭＳ－１に分類される下記の機能を有する構築物等を対象とする 。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減
機能（ただし，可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉
施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物）を除く。
）
・工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能・安全上特に重要な関連機能（ただし，原子炉制御室遮蔽，取水口及び排水口を除く。
）
１２ 第６項に規定する「安全性が向上する場合」とは，例えば，ツインプラントにおいて運転員の融通ができるように居住性を考慮して原子炉制御室を共用した設計のように，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件を満たしつつ，共用することにより安全性が向上するとの評価及び設計がなされた場合をいう。
１３ 第６項に規定する「共用」とは，２基以上の発電用原子炉施設間で，同一の構築物，系統又は機器を使用することをいう。
１４ 第６項に規定する「相互に接続」とは，２基以上の発電用原子炉施設間で，系統又は機器を結合することをいう。
７

技術基準規則備考

以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は，この限りでない。
【解釈】
５ 第５項に規定する「設計基準対象施設に属する安全設備であって，第二条第二項第九号ハに掲げるもの」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）において，クラスＭＳ－１に分類される下記の機能を有する設備を対象とする 。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減
機能（ただし，可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉
施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物）を除く。
）
・工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能・安全上特に重要な関連機能（第２条第２項第９号ホに掲げるものを含む。ただし，原子炉制御室遮蔽，取水口及び排水口を除く。）

安全施設（重要安全施設を除く。
）は，二以上の発電用原子炉施設 ６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の発電用原子炉施設と ◯主語の相違【結果：相違なし】と共用し，又は相互に接続する場合には，発電用原子炉施設の安全共用し，又は相互に接続する場合には，発電用原子炉施設の安全性
設置許可基準規則は「安全施設（重要安全施設を除く。
）」，技術基準性を損なわないものでなければならない。
を損なわないよう，施設しなければならない。
規則は「前項の安全設備以外の安全設備」を対象としている。
【解釈】◯設置許可基準規則の「安全性を損なわないものでなければならな
６ 第６項に規定する「前項の安全設備以外の安全設備」についい。
」は，技術基準規則では「安全性を損なわないよう，施設しなけては，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関ればならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）において規定される安全機能を有する構築物，系統及び機器のうち，第５項に規定する「設計基準対象施設に属する安全設備であって，第二条第二項第九号ハに掲げるもの」以外の設備を対象とする 。
第十五条 設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「通常運転
反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変時及び運転時の異常な過渡変化時の反応度制御並びに発電用原子化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するととも炉固有の出力抑制特性」について記載がある。

9-別 2-23

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設置許可基準規則

技術基準規則備考に，発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
３ 設計基準対象施設は，通常運転時において容器，配管，ポンプ， ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「設計基準
弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏え対象施設から液体放射性物質が漏えいした場合の液体放射性廃棄いする場合は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれ物処理設備の施設」について記載がある。
を安全に処理するように施設しなければならない。
【解釈】
２ 第３項に規定する「これを安全に処理するように施設しなけ
ればならない」とは，通常運転時において容器，配管，ポンプ，
弁その他の機械器具からの放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合（ＢＷＲの原子炉再循環ポンプ軸封部のコントロールリーク，高圧タービン等の軸封部からの漏えい防止のための衛帯（シール）蒸気及び低圧タービンの空気の流入防止のための衛帯（シール）蒸気を含む。
），液体にあってはこれらを原
子炉格納容器内，原子炉建屋，タービン建屋，原子炉補助建屋等に設けられた機器又は床のそれぞれのドレンサンプ又はタ
ンクに収集し，サンプ又はタンクから放射性廃棄物処理設備に移送して適切に処理ができるような施設とすること。

9-別 2-24

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡大の防止）（設計基準対象施設の機能）第十三条 設計基準対象施設は，次に掲げる要件を満たすものでなけ 第十五条 設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「通常運転ればならない。
反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変時の反応度制御」について記載がある。
化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するととも ◯技術基準規則では「核分裂の連鎖反応制御」について記載はあるが，に，発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応
一 運転時の異常な過渡変化時において次に掲げる要件を満たすも設置許可基準規則では第十五条（炉心等）に記載がある。
のであること。
を制御できる能力を有するものでなければならない。
◯設置許可基準規則では「運転時の異常な過渡変化時に満たすべき具【解釈】
体的な要件」について記載はあるが，技術基準規則では満足すべき
１ 第１号に規定する「設計基準対象施設は，次に掲げる要件を
具体的要件の記載がない。
満たすものでなければならない」については，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対する解析及び評価を「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成２年８月
３０日原子力安全委員会決定）及び「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和５７年１月２８日原子力安全委
員会決定）等に基づいて実施すること。
イ 最小限界熱流束比（燃料被覆材から冷却材への熱伝達が低下
し，燃料被覆材の温度が急上昇し始める時の熱流束（単位時間及び単位面積当たりの熱量をいう。以下同じ。
）と運転時の熱流束との比の最小値をいう。
）又は最小限界出力比（燃料体に沸騰遷移が発生した時の燃料体の出力と運転時の燃料体の出力との比の最小値をいう。
）が許容限界値以上であること。
ロ 燃料被覆材が破損しないものであること。
ハ 燃料材のエンタルピーが燃料要素の許容損傷限界を超えな
いこと。
ニ 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の一・一倍以下となること。
二 設計基準事故時において次に掲げる要件を満たすものであること。
イ 炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり，かつ，炉心を十分に冷却できるものであること。
ロ 燃料材のエンタルピーが炉心及び原子炉冷却材圧力バウン
ダリの健全性を維持するための制限値を超えないこと。
ハ 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の一・二倍以下となること。
ニ 原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び原子炉格納容器バウンダリにおける温度が最高使用圧力及び最高使用温度以下となること。
ホ 設計基準対象施設が工場等周辺の公衆に放射線障害を及ぼさないものであること。

◯設置許可基準規則では「設計基準事故時の要件」について記載はあるが，技術基準規則では満足すべき具体的要件の記載がない。

9-別 2-25

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（全交流動力電源喪失対策設備）（全交流動力電源喪失対策設備）
第十四条 発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事 第十六条 発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事
故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から故等（重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化開始されるまでの間，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用及び設計基準事故を除く。以下同じ。
）又は重大事故をいう。以下同
原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに，じ。）に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作することが開始されるまでの間，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用できるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに， ◯主語の相違【結果：相違なし】
他の設計基準事故に対処するための電源設備（安全施設に属するも原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作することが設置許可基準規則は「電源設備（安全施設に属するものに限る。
）
」，
のに限る。
）を設けなければならない。
できるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その技術基準規則は「電源設備」を対象としている。
【解釈】
他の設計基準事故に対処するための電源設備を施設しなければな ◯設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
１ 第１４条について，全交流動力電源喪失（外部電源喪失及びらない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい非常用所内交流動力電源喪失の重畳）に備えて，非常用所内直【解釈】る。
流電源設備は，原子炉の安全停止，停止後の冷却及び原子炉格
１ 第１６条に規定する「必要な容量」とは，発電用原子炉の停
納容器の健全性の確保のために必要とする電気容量を一定時
止，停止後の冷却，原子炉格納容器の健全性の確保のために施間（重大事故等に対処するための電源設備から電力が供給され設されている設備に必要な容量をいう。
るまでの間）確保できること。

9-別 2-26

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（設計基準対象施設の機能）（炉心等）
第十五条 設計基準対象施設は，原子炉固有の出力抑制特性を有する 第十五条 設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「通常運転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，か反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変とともに，発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するとともつ，運転時の異常な過渡変化時においても」について記載がある。
鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
に，発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応【解釈】を制御できる能力を有するものでなければならない。
１ 第１項に規定する「原子炉固有の出力抑制特性を有する」とは，予想される全ての運転範囲において，原子炉出力の過渡的変化に対し，燃料の損傷を防止又は緩和するため，ドップラ係
数，減速材温度係数，減速材ボイド係数及び圧力係数等を総合した反応度フィードバックが，急速な固有の出力抑制効果を持つことを意味する。
２ 第１項に規定する「反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有する」とは，出力振動が発生した
場合にあってもそれを容易に制御できることを含む。ここで，「容易に制御できる」とは，燃料の許容損傷限界を超える状態に至らないよう十分な減衰特性を持ち，又は出力振動を制御し得ることを意味する。
２

炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計測制御系統及び安全保護回路の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えないものでなければならない。
【解釈】
３ 第２項について，燃料の許容損傷限界の設定は，燃料ペレッ
トの最高温度，燃料被覆管の最高温度，最大熱流束，最小限界
熱流束比，最小限界出力比，燃料ペレットの最大エンタルピー，
燃料被覆管の最大変形量及び最大線出力密度（ＢＷＲ）等が判断の基礎となる。なお，具体的な評価は「発電用軽水型原子炉
施設の反応度投入事象に関する評価指針」（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定）等による。

○設置許可基準規則で「通常運転時」及び「運転時の異常な過渡変化
時」に燃料要素の許容設計限界を超えないための炉心の機能（原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計測制御系統及び安全保護回路の機能と併せた機能）について記載がある。

３

燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる
ものでなければならない。
【解釈】
４ 第３項に規定する「燃料体」については，燃料棒以外の燃料集合体の構成要素を意味する。また，「減速材及び反射材並びに炉心支持構造物」とは，原子炉圧力容器内で炉心付近に位置
する燃料集合体以外の構成要素を意味する。
５ 第３項の要求は，所要の運転期間において，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に，燃料集合体の制御棒挿入性及び冷却可能な形状が確保される設計であることが求められる。

○設置許可基準規則で「発電用原子炉の停止及び停止後の炉心冷却機
能維持」について記載がある。

9-別 2-27

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

４

燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物，熱遮蔽材並びに一次冷 （流体振動等による損傷の防止）
却系統に係る容器，管，ポンプ及び弁は，一次冷却材又は二次冷却 第十九条 燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物，熱遮蔽材並びに
一次冷却系統に係る容器，管，ポンプ及び弁は，一次冷却材又は二材の循環，沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生次冷却材の循環，沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動にずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷却材又より生ずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷 ○設置許可基準規則の「損傷を受けないものでなければならない。」
は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受けない
ものでなければならない。
却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受は技術基準規則では「損傷を受けないように施設しなければならな
けないように施設しなければならない。
い。」とし，具体的な内容が記載されている。
【解釈】
１ 「流体振動により損傷を受けないように施設しなければなら ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「流体振動ない」とは，流れの乱れ，渦，気泡等に起因する高サイクル疲等による損傷の防止のための，具体的な手法及び措置」について記
労による損傷の発生防止を規定するものであり，以下の措置を載がある。
講じること。
・蒸気発生器伝熱管群の曲げ部については，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2005 年版）（JSME S
NC1-2005）」（以下「「設計・建設規格2005」」という。）
PVB-3600 又は「設計・建設規格2012」PVB-3600 に規定する手法を適用すること。
・管に設置された円柱状構造物で耐圧機能を有するものについては，日本機械学会「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」（JSME S012）に規定する手法を適用すること。
（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME SNC1）」(2005年改訂版)並びに流力振動及び高サイク
ル熱疲労に関する評価指針の技術評価書」（平成１７年１２
月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ）及び「設計・建設規格2012技術評価書」）
２ 「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」とは，日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（JSME S017）に規定する手法を適用し，損傷の発生防止措置を講じること。
（「日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME
SNC1）」(2005年改訂版)並びに流力振動及び高サイクル熱疲労に関する評価指針の技術評価書」（平成１７年１２月原子力安
全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））３ 配管内円柱状構造物の流力振動及び配管の高サイクル熱疲
労については，一次冷却材が循環する施設として，原子炉冷却材浄化系，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（ＢＷＲ）
及び化学体積制御系，余熱除去系（ＰＷＲ）を含めて措置を講
じること。

５

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「減速材及燃料体は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する （炉心等）
最も厳しい条件において，必要な物理的及び化学的性質を保持する 第二十三条 燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料
び反射材並びに炉心支持構造物の材料」について記載がある。
は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しものでなければならない。
【解釈】
い条件において，必要な物理的及び化学的性質を保持するものでな
６ 第５項に規定する「通常運転時における圧力，温度及び放射ければならない。
線に起因する最も厳しい条件」とは，燃料棒の内外圧差，燃料【解釈】
棒及び他の材料の照射，負荷の変化により起こる圧力及び温度
１ 第１項に規定する「最も厳しい条件」とは，原子炉運転状態

9-別 2-28

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則の変化，化学的効果，静的及び動的荷重，燃料ペレットの変形
並びに燃料棒内封入ガスの組成の変化等をいう。

技術基準規則備考に対応した圧力及び温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃焼度」
子照射量等の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件をについて記載がある。
いう。また，「必要な物理的及び化学的性質」とは，物理的性 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「物理的及質については耐放射線性，寸法安定性，耐熱性及び核性質等をび化学的性質の具体的な内容」について記載がある。
いい，化学的性質については耐食性及び化学的安定性等をいう。

２ 燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，最高使用圧 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「減速材及燃料体は，次に掲げるものでなければならない。
び反射材並びに炉心支持構造物」の記載がある。
【解釈】力，自重，附加荷重その他の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心８ 具体的な評価は「発電用軽水型原子炉の燃料設計手法につい
支持構造物に加わる負荷に耐えるものでなければならない。
て」（昭和６３年５月１２日原子力安全委員会了承）等による。
【解釈】
２ 第２項における「その他の燃料体，減速材及び反射材並びに ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「評価にあ炉心支持構造物に加わる負荷」には，燃料体における核分裂生
たっての具体的な荷重」について記載がある
一 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における発電用原子
成物質の蓄積による燃料被覆管の内圧上昇及び熱応力等の荷炉内の圧力，自重，附加荷重その他の燃料体に加わる負荷に耐える重を含むものとする。
ものとすること。
【解釈】
７ 第６項第１号の要求は，所要の運転期間において，通常運転
時及び運転時の異常な過渡変化時に，燃料被覆材の放射性物質の閉じ込めの機能が確保される設計であることが求められる。

６

二 輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じないものとすること。

○設置許可基準規則で「輸送中又は取扱中における著しい変形」につ（一次冷却材）いて記載がある。
第二十五条 一次冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「一次冷却線によって起る最も厳しい条件において，必要な物理的及び化学的材の物理的及び化学的性質の保持」について記載がある。
性質を保持するものでなければならない。
【解釈】
１ 第２５条に規定する「必要な物理的性質」は，核的性質と熱水力的性質に分けられ，核的性質としては核反応断面積が核反応維持のために適切であること，熱水力的性質については冷却能力が適切であること。また，「必要な化学的性質」は，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であること及び通常運転時において放射線に対して化学的に安定であること。

9-別 2-29

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
第十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，通常運 第二十六条 通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下この ○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料
転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下この条において「燃料条において「燃料体等」という。）を取り扱う設備は，次に定める（以下この条において「燃料体等」という。
）の取扱施設（安全施設
体等」という。）の取扱施設（安全施設に係るものに限る。）を設ところにより施設しなければならない。
に係るものに限る。
）」，技術基準規則は「通常運転時に使用する燃料けなければならない。
【解釈】
体又は使用済燃料（以下この条において「燃料体等」という。
）を取
１ 第１項に規定する「燃料体又は使用済燃料を取り扱う設備」
り扱う設備」を対象としている。
とは，新燃料，再使用燃料又は使用済燃料の装荷，取出又は保◯設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で管等を行うために使用する設備をいう。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものであること。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料取扱
【解釈】
【解釈】
設備の定義」について記載がある。
２ 第１項第１号に規定する「燃料体等を取り扱う能力」とは，
１ 第１項第１号に規定する「燃料体等を取り扱う能力」とは，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取扱いにおいて，関新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取り扱いにおいて，連する機器間を連携し，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる
関連する機器間を連携し，当該燃料を搬入，搬出又は保管でき能力があること。
る能力があること。
二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

二

燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。
【解釈】
３ 第１項第２号に規定する「燃料体等が臨界に達するおそれが ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「臨界防止ない構造であること」とは，臨界計算により燃料が臨界に達し構造の具体的要件」について記載がある。
ないことを確認された構造であること。

三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
【解釈】
４ 第１項第３号に規定する「燃料体等が溶融しないものである ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等こと」とは，設計計算により，燃料が溶融しないことを確認さの溶融防止に必要な能力」について記載がある。
れた冷却能力を有すること。

五

燃料体等を封入する容器は，取扱中における衝撃，熱その他の容 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等器に加わる負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。
を封入する容器に加わる負荷及び容器への要求」について記載があ【解釈】る。
６ 第１項第５号に規定する「容易に破損しないものであること」とは，「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）｣第８８条第１項第３号ロに規定されている「容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，
破損等が生じるおそれがないものであること」。なお，「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則第３条等の規定に基づく核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等」（以下「科技庁告示第５号」という。）を満たすものを，「燃料体等を封入する容器」として用いてもよい。
７ 第１項第５号に規定する「容器」は，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則」を準用し，理論的若しくは適切な試験又は実験により所定の機能が満足されていること。

9-別 2-30

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

四

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

六

前号の容器は，内部に燃料体等を入れた場合に，放射線障害を防 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等を封入する容器の遮蔽能力」について記載がある。
止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量率がそれぞれ原子力規制委員会の定める線
量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

五

燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものと
すること。

四

取扱中に燃料体等が破損しないこと。
【解釈】
５ 第１項第４号に規定する「燃料体等が破損しないこと」とは，以下によること。
・燃料交換機にあっては，掴み機構のワイヤーを二重化するこ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等と｡の取扱中における落下防止の具体的対策」について記載がある。
・燃料交換機にあっては，燃料取扱中に過荷重となった場合は上昇阻止される措置がなされていること。この場合において，取扱い時の荷重監視等による運転管理による対応も含まれる。
・原子炉建屋天井クレーンにあっては，吊り上げられた使用済
燃料運搬用容器等重量物が燃料プールに貯蔵された燃料上を走行できない措置を行うこと。ただし，措置には，運用管理での対応も含むものとする。この運用管理にあっては，運搬用容器等重量物が燃料上に行かないことを確実にするものであること。また，フックのワイヤー外れ止めを設けること｡なお，ここでの「使用済燃料運搬用容器等」の等には，燃料交換機又は原子炉建屋天井クレーンを用いて取扱うものであって，その落下によって燃料を破損させるおそれがあるものを含む。
・燃料交換機，原子炉建屋天井クレーン等にあっては，適切な落下防止対策等を施すことにより，その落下により燃料を破損するおそれがないとしてもよい。

七

燃料体等の取扱中に燃料体等を取り扱うための動力源がなくな ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料取扱った場合に，燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることに設備の動力源喪失時における燃料体等落下防止対策」について記載
より燃料体等の落下を防止できること。
がある。
【解釈】
８ 第１項第７号に規定する「燃料体等の取扱中に燃料体等を取り扱うための動力源がなくなった場合に，燃料体等を保持する構造」とは，動力源である電源又は空気等が喪失した場合でも燃料を保持できる性能を有すること｡

発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，燃料体等の貯 ２ 燃料体等を貯蔵する設備は，次に定めるところにより施設しなけ ○主語の相違【結果：相違なし】
蔵施設（安全施設に属するものに限る。以下この項において同じ。）
ればならない。
設置許可基準規則は「燃料体等の貯蔵施設（安全施設に属するものを設けなければならない。
に限る。」，技術基準規則は「燃料体等を貯蔵する設備」を対象とし五 燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質が放出さている。
一 燃料体等の貯蔵施設は，次に掲げるものであること。
れることに伴い公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合，放射 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では
イ 燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出性物質による敷地外への影響を低減するため，燃料貯蔵設備の格納「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい２

9-別 2-31

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため，燃料貯蔵設
備を格納するもの及び放射性物質の放出を低減するものとすること。
【解釈】
２ 第２項第１号イに規定する「燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合」とは，燃料貯蔵槽等への燃料落下による
敷地境界外の実効線量が｢発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針｣にある「４．２事故（５）周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと｣を満たさないことをいう。「放射性物質の放出を低減するもの」とは，空気系の浄化装置をいい，第３２条第７項に規定された施設を兼ねることができる。
３ 第２項第１号イについて，使用済燃料の貯蔵設備として乾式キャスクを用いる場合において，その蓋部を開放することな
く，かつ，内包する放射性物質の閉じ込めが乾式キャスクのみで担保できる場合にあっては，放射性物質の放出を低減するものを設けなくてもよい。

技術基準規則備考る。
施設及び放射性物質の放出を低減する発電用原子炉施設を施設すること。
【解釈】
１６ 第２項第５号に規定する「放射性物質の放出を低減する発電用原子炉施設」とは，空気系の浄化装置をいい，第４４条第４号（原子炉格納施設の雰囲気の浄化）に規定された施設を兼ねることができる。また，空気系の浄化装置として専用のもの ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「専用の空気系浄化装置の機能」について記載がある。
を施設する場合，その浄化装置の機能については，設置許可申請書において評価した当該事象による放射性物質の放出量の評価の条件として設定した浄化装置の処理容量及びフィルタ
ーよう素除去効率に非保守的な変更がないことを確認すること。
１７ 第２項第５号に規定する「公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合」とは，燃料貯蔵プール等への燃料落下による敷地境界外の実効線量が｢発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）｣にある「４．２事故（５）周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと｣を満たさないことをいう。この ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性物場合において，核原料，核燃料及び原子炉の規制に関する法律
質による敷地外への影響低減機能を有すると判断するにあたって
第４３条の３の５（又は第４３条の３の８）に基づき許可を受の判断基準」について記載がある。
けた原子炉設置（変更）許可申請において確認されていることを，関連する設備が同申請要件を満たしていることにより確認することができる。

ロ 燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有する 三 燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものであること。
ものとすること。
【解釈】【解釈】
１１ 第２項第３号に規定する「燃料体等を必要に応じて貯蔵す
４ 第２項第１号ロに規定する「燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有する」とは，発電用原子炉に全て燃料ることができる容量を有する」とは，発電用原子炉に全て燃料が装荷されている状態で，使用済燃料及び貯蔵されている取替が装荷されている状態で，使用済燃料及び貯蔵されている取替
燃料に加えて，１炉心分以上の容量を確保すること。この場合燃料に加えて，１炉心分以上貯蔵することができる容量を確保において，｢容量｣には，第６号に規定するキャスク貯蔵分を含すること。この場合において，｢容量｣には，第４項に規定するむことができる。
キャスク貯蔵分を含むことができる。
ハ

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

一

燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。
【解釈】
９ 第２項第１号に規定する「燃料体等が臨界に達するおそれが ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等ない構造であること」とは，臨界計算により，燃料が臨界に達の臨界防止構造」について記載がある。
しないことを確認された構造であること。

二 使用済燃料の貯蔵施設（使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式 四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽（以下「使用 ○技術基準規則に「その他高放射性の燃料体」が追記されているが，キャスク（以下「キャスク」という。）を除く。）にあっては，済燃料貯蔵槽」という。）は，次に定めるところによること。
貯蔵している「使用済燃料貯蔵槽」と同義である。
前号に掲げるもののほか，次に掲げるものであること。
以下，その他高放射性の燃料体を含めた記載がある。
【解釈】
５ 第２項第２号に規定する「乾式キャスク」とは，使用済燃料の収納後にその内部を乾燥させ，使用済燃料を不活性ガスとと

9-別 2-32

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

もに封入（装荷）し貯蔵する容器をいい，キャスク本体，蓋部（二重）及びバスケット等で構成される。
使用済燃料その他高放射性の燃料体の放射線を遮蔽するため ○設置許可基準規則の「適切な遮蔽能力を有するものとすること。」
は，技術基準規則では「必要な量の水があること。
」として具体的なに必要な量の水があること。
内容が記載されている。
【解釈】
１３ 第２項第４号ロに規定する「使用済燃料その他高放射性の燃料体の放射線を遮蔽するために必要な量の水」とは，燃料取替作業時に線量限度（「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事
業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成２７年原子力規制委員会告示第８号）」による。）を超えない
よう放射線を遮蔽するために必要な量の水をいう。
この場合において，常用の補給水系統の一つが機能しない場
合においても，放射線を遮蔽するために必要な水量が確保できること。
ロ

イ 使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

ロ 貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであっ 二 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
【解釈】て，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
１０ 第２項第２号に規定する「燃料体等が溶融しないものであ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等ること」とは，設計計算により，燃料が溶融しないことを確認の溶融防止に必要な能力」について記載がある。
された冷却能力を有すること。
四ハ 使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食する
おそれがある場合は，これを防止すること。
【解釈】
１４ 第２項第４号ハに規定する「使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある場合は，これを防止すること」とは，浄化装置を設置すること。
ハ 使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下この項
及び次項において同じ。）から放射性物質を含む水があふれ，又は漏れないものであって，使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした
場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。
ニ 燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

○設置許可基準規則の「最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系」のうち「浄化系」は，技術基準規則では「使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆の著しい腐食防止」として具体的な内容が記載されている。

イ 放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造であること。
【解釈】
１２ 第２項第４号イに規定する「漏れない構造」とは，プール ○設置許可基準規則では「使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えい検知」
内面をステンレス鋼等でライニングすること，燃料プールに必について記載があり，技術基準規則では第四十七条（警報装置）に
要な水位より低い位置に排水口を設けないこと。
記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「漏れないニ 燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物構造とするための具体的対策」について記載がある。
の落下時においてもその機能が損なわれないこと。
【解釈】
１５ 第２項第４号ニに規定する「その機能が損なわれない」と ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等は，落下した燃料体等やクレーン等の重量物によって使用済燃及び重量物の落下時に機能を損なわないための具体的対策」につい
料プールの機能を失うような損傷は生じさせないよう必要なて記載がある。
強度のライニングを施設すること。この場合において，クレーン等にあっては，適切な落下防止対策等を施すことにより，使用済燃料プールの機能を維持することとしてもよい。

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設置許可基準規則

技術基準規則備考○設置許可基準規則の「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料
発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，使用済燃料貯 （警報装置等）
取扱場所の放射線量を測定できる設備を設けなければならない。」
蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる 第四十七条
は，技術基準規則では「使用済燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下を確実に検知し，自動的に使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下を確実に検知し，自動的に警一 使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線警報する装置を施設しなければならない。ただし，発電用原子炉施報する装置を施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた設が，使用済燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用済燃料貯蔵槽
載されている。
水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制すの水位の著しい低下に自動的に対処する機能を有している場合は，ることができるものとすること。
この限りでない。
【解釈】（計測装置）
６ 第３項第１号に規定する「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温 第三十四条 発電用原子炉施設には，次に掲げる事項を計測する装置
並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉を施設しなければならない。ただし，直接計測することが困難な場 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「直接計測制御室に伝え」とは，異常時において燃料取扱場所への立ち入合は，当該事項を間接的に測定する装置を施設することをもって，することが困難な場合の代替手段」について記載がある。
りが制限される場合においても，原子炉制御室でモニタリング
これに代えることができる。
【解釈】が可能であることをいう。
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測手段
る測定，演算（炉周期）が含まれる。
の補足」について記載がある。
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（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）の線量当量率
十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及
び水位
３

二

外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電 ３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置（第一項第十二号に掲げる事項を計測する装置にあっては，燃料取用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を扱設備及び燃料貯蔵設備に属するものに限る。）にあっては，外部監視することができるものとすること。
電源が喪失した場合においてもこれらの事項を計測することがで【解釈】きるものでなければならない。
７ 第３項第２号に規定する「外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項 ４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測結果（以下「パラメータ」という。）を監視することができるもの」 する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存の表示，記録及び保存」について記載がある。
することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故については，外部電源の喪失時においても使用済燃料貯蔵槽の時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外
状態の監視が可能であることを求めているが，当該状態の監視の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置については，運転方法には，直接的な測定方法に加え間接的な測定方法を含めて
員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記もよい。
録を確認することをもって，これに代えることができる。
【解釈】
６ 第４項に規定する「計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存する」には，計測，計測結果の表示，記録及び保存を，複数の装置の組み合わせにより実現してもよい。
７ 第４項に規定する「設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置」とは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）」に定める放射線計測
系の分類１及び２の計測装置をいう。

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
第二十六条
４ キャスクを設ける場合には，そのキャスクは，第二項第一号に定 ２ 燃料体等を貯蔵する設備は，次に定めるところにより施設しなけ
めるもののほか，次に掲げるものでなければならない。
ればならない。
一 使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するもの 六 使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式キャスク（以下「キャスク」とすること。
という。
）は，次に定めるところによること。
二 使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるものとする【解釈】こと。
１８ 第２項第６号に規定する「乾式キャスク」は，金属キャスク
三 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，かのことをいい，第１号及び第２号で規定する臨界防止機能及びつ，その機能を適切に監視することができるものとすること。
除熱機能に加え，第６号の要件及び「原子力発電所内の使用済【解釈】
燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力
８ 第４項における乾式キャスクの設計の妥当性については、
安全委員会了承）」の要件を満足すること。
「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について」（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）に基づき確認す
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，かる。
つ，その機能を適切に監視できること。
【解釈】
１９ 第２項第６号イの規定は以下によること。
・耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケット等のシールを採用すること
・蓋部を一次蓋と二次蓋の二重とし，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより密封性を監視できること
・キャスク内部の負圧を維持できること
ロ 使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すること。
ハ 使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。
【解釈】○技術基準規則では「使用済燃料の著しい腐食又は変形の防止」とし
２０ 第２項第６号ハに規定する「腐食を防止できる」とは，キャ て具体的な内容が記載されている。
スク内部に不活性ガスを保持できる構造とすることにより被覆管の腐食を防止すること。
ニ キャスク本体その他のキャスクを構成する部材は，使用される ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「キャスクの構成部材の材料及び構造」について記載がある。
温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料及び構造で
あること。

七

取扱者以外の者がみだりに立ち入らないようにすること。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体等貯蔵設備への取扱者以外の者の立ち入り防止」について記載がある。

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設置許可基準規則（原子炉冷却材圧力バウンダリ）
第十七条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉
冷却材圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
【解釈】
１ 原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管をいう。
一 原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの
及び制御棒駆動機構ハウジング等）
二 原子炉冷却材系を構成する機器及び配管（ただし，加圧水型
軽水炉においては一次冷却材ポンプ，蒸気発生器の水室・管板・管，加圧器，一次冷却系配管及び弁等をいい，また，沸騰水型
軽水炉においては，主蒸気管及び給水管のうち原子炉側からみて第２隔離弁を含むまでの範囲とする。）
三 接続配管イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び
事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
ハ 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，ロ）
以外のものは，原子炉側からみて，第１隔離弁を含むまでの範囲とする。
ニ 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等もイ）に準ずる。
ホ 上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

技術基準規則備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。
」，技術基準規則は「原子炉冷却材
圧力バウンダリを構成する機器」を対象としている。

一 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に （原子炉冷却材圧力バウンダリ）
生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子 第二十七条 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に伴う衝撃，炉炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える
心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バものとすること。
ウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなけ【解釈】
ればならない。
２ 第１号に規定する「衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に 【解釈】加わる負荷に耐えるもの」とは，原子炉停止系，原子炉冷却系， １ 第２７条に規定する「一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の ○
損壊その他の異常に伴う衝撃」とは，原子炉冷却材喪失事故に伴計測制御系，安全保護系又は安全弁等の機能によって，原子炉
うジェット反力等，安全弁等の開放に伴う荷重をいう。
冷却材圧力バウンダリの急冷・急熱及び異常な圧力上昇を抑制
２ 第２７条に規定する「炉心の反応度の変化による荷重の増加そ ○し，原子炉冷却材圧力バウンダリ自体は，その遭遇する温度変の他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負化及び圧力に対して十分耐え，異常な原子炉冷却材の漏えい又荷」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時において，は破損の発生する可能性が極めて小さくなるよう考慮された反応度が炉心に投入されることにより１次冷却系の圧力が増加
設計をいう。
することに伴う荷重の増加をいう。この場合において，浸水燃料の破裂に加えて，ペレット／被覆管機械的相互作用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。

設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「衝撃及び負荷の定義」について記載がある。
設置許可基準規則第十七条解釈の５において要求される「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針」にて，技術基準規則に記載する「燃料破損等に伴う荷重」における，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器の評価が示されている。

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

二

原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとす （原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等）
第二十八条 原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却材の流ること。
出を制限するよう，隔離装置を施設しなければならない。
【解釈】
３ 第２号に規定する「原子炉冷却材の流出を制限するため隔離 【解釈】１ 第１項に規定する「原子炉冷却材の流出」とは，原子炉冷却材 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉冷装置を有するもの」とは，原子炉冷却材系に接続され，その一圧力バウンダリに接続する配管等が破損することによって原子却材の流出の定義」について記載がある。
部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する配管系に関して
炉冷却材が流出することをいう。
は，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた場合において，原子炉冷却材の喪失を停止させるため，配管系の通常運転時の状態及び使用目的を考慮し，適切な隔離弁を設けた設計をいう。また，ここでいう「原子炉冷却材の流出を制限する」とは，必ず流出を防止することを求めるものではなく，原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのものについては，隔離弁を設けなくてもよいことをいう。

三

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすること。
【解釈】
４ 第３号に規定する「瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊
じん性を有するもの」とは，脆性的挙動を示さず，かつ急速な伝播型破断を生じさせないことを意味する。（第３２条第２項
において同じ。）

四

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 （原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等）
出する装置を有するものとすること。
第二十八条
【解釈】
２ 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子５ 具体的な評価は「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象
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。
に関する評価指針」（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会【解釈】決定）等による。
２ 第２項に規定する「原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「検出する炉冷却材の漏えいを検出する装置」とは，漏えい位置を特定で装置の能力」について記載がある。
きない格納容器内の漏えいに対しては，１時間以内に０．２３
立方メートルの漏えい量を検出する能力を有すること。

○設置許可基準規則で「原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器の破壊じん性」について記載がある。

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（蒸気タービン）（蒸気タービン）
第十八条 蒸気タービン（安全施設に属するものに限る。以下この条 第三十一条 第十七条第十五号の規定及び発電用火力設備に関する ○主語の相違【結果：相違なし】
において同じ。）は，当該蒸気タービンが損壊し，又は故障した場
設置許可基準規則は「蒸気タービン（安全施設に属するものに限技術基準を定める省令（平成九年通商産業省令第五十一号）第三章
合においても，発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでなける。」，技術基準規則は「設計基準対象施設に施設する蒸気タービン」の規定は，設計基準対象施設に施設する蒸気タービンについて準用する。
を対象としている。
ればならない。
【解釈】【解釈】
１ 第３１条において準用する第１７条第１５号に規定する「主１ 第１項及び第２項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を
要な耐圧部の溶接部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいう。
損なわない」とは，想定される環境条件において材料に及ぼす（１）設計基準対象施設の蒸気タービンに係る蒸気だめ又は熱交
化学的及び物理的影響に対し，耐性を有する材料が用いられ，換器の次に定める圧力以上の圧力を加えられる部分（以下
かつ，蒸気タービンの振動対策及び過速度対策を含み，十分な「耐圧部」）について溶接を必要とするもの
構造強度を有するとともに，その破損時においても発電用原子イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度１００℃未満
炉施設の安全性に影響を与えないことをいう。
のものについては，最高使用圧力１９６０ｋＰａ
ロ 液化ガス（通常の使用状態での温度における飽和圧力が ○設置許可基準規則で「蒸気タービン故障時の運転状態監視」につい
２ 蒸気タービンには，当該蒸気タービンが損壊し，又は故障した場合においても発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，その運１９６ｋＰａ以上であって現に液体の状態であるもの又て記載がある。
転状態を監視できる設備を設けなければならない。
は圧力が１９６ｋＰａにおける飽和温度が３５℃以下で【解釈】あって現に液体の状態であるものをいう。以下同じ。）用の容器又は管については，最高使用圧力０ｋＰａ
１ 第１項及び第２項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については，最高使損なわない」とは，想定される環境条件において材料に及ぼす用圧力９８ｋＰａ
化学的及び物理的影響に対し，耐性を有する材料が用いられ，
ニ イ又はロに規定する管以外の管については，最高使用圧
かつ，蒸気タービンの振動対策及び過速度対策を含み，十分な力９８０ｋＰａ（長手継手の部分にあっては，４９０ｋＰ
構造強度を有するとともに，その破損時においても発電用原子ａ）
炉施設の安全性に影響を与えないことをいう。
（２）設計基準対象施設の蒸気タービンに係る外径１５０ｍｍ以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの
２ 第３１条において準用する第１７条第１５号の規定に適合する溶接部は，次の（１）又は（２）のいずれかに適合したものをいう。
（１）「溶接規格2007」及び「設計・建設規格2005(2007)」の規定に「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（２）「溶接規格2012(2013)」
及び「設計・建設規格2012」の規定に「日本機械学会「設計・建設規格」及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」
及び「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（「溶接規格2007 技術評価書」，「溶接規格2012(2013)技術評価書」，「設計・建設規格2007
技術評価書」及び「設計・建設規格2012 技術評価書」）
３ 第３１条において蒸気タービン（その附属設備を含む）について「発電用火力設備に関する技術基準を定める省令」（平成９年３月２７日通商産業省令第五十一号。以下「火力省令」という。）第３章の規定を準用する範囲は，ＰＷＲでは図－１，
ＢＷＲでは図－２の区分図によること。
４ 火力省令の準用に当たっては，「発電用火力設備の技術基準の解釈」（2013507 商局第2 号（平成２５年５月１７日経済産
業省商務流通保安グループ制定））の該当部分によること。

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（非常用炉心冷却設備）（非常用炉心冷却設備）
第十九条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，非常用炉 第三十二条 発電用原子炉施設には，非常用炉心冷却設備を施設しな ◯主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「非常用炉心冷却設備（安全施設に属するもの
心冷却設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならければならない。
ない。
に限る。）」，技術基準規則は「非常用炉心冷却設備」を対象としている。
【解釈】
２ 非常用炉心冷却設備は，次の機能を有するものでなければならな◯設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
１ 具体的な評価は「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評い。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい価指針」（昭和５６年７月２０日原子力安全委員会決定）等による。
る。
一一次冷却材を喪失した場合においても，燃料被覆材の温度が燃料 一 燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生材の溶融又は燃料体の著しい損傷を生ずる温度を超えて上昇する
ずる温度を超えて上昇することを防止できるものであること。
ことを防止できるものとすること。
【解釈】
【解釈】
１ 第２項第１号に規定する「燃料体の著しい破損を生ずる温度
２ 第１号及び第２号に規定する「一次冷却材を喪失した場合」
を超えて上昇することを防止できる」とは，「軽水型動力炉の非とは，「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」で定
常用炉心冷却系の性能評価指針（平成４年６月１１日 原子力
義される｢想定冷却材喪失事故｣を意味する。
安全委員会一部改定）」に基づいて想定冷却材喪失事故の解析
３ 第１号及び第２号に規定する「一次冷却材を喪失した場合」
を行った結果，燃料被覆の温度，燃料被覆の化学量論的酸化量には，例えば逃がし弁の開固着のように，物理的破断は発生しが同指針に規定する判断基準を満足することをいい，具体的にないものの原子炉冷却材喪失を生じさせる事象を含むことをは，非常用炉心冷却設備の仕様が原子炉等規制法第４３条の３ ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「燃料体のの５（または第４３条の３の８）に基づき許可を受けた原子炉
温度上昇を防止できることの具体的な判断基準」について記載があ意味する。
の設置（変更）許可申請書（以下設置許可申請書という。
）添付る。
４ 第１号に規定する「一次冷却材を喪失した場合においても，書類八に記載された仕様を満足するとともに，設置（変更）許燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい損傷を可申請書における評価条件と比較して非保守的な変更がない
生ずる温度を超えて上昇することを防止できるもの」の判断にことを確認すること。また，ＰＷＲにあっては，蓄圧注入系のついては，「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」
蓄圧タンクの保持圧力及び保有水量に非保守的な変更がないによる。
ことを確認すること。
一次冷却材を喪失した場合においても，燃料被覆材と冷却材との 二 燃料被覆材と冷却材との反応により著しく多量の水素を生ずるものでないこと。
反応により著しく多量の水素を生じないものとすること。
【解釈】
【解釈】
２ 第２項第２号に規定する「著しく多量の水素を生ずるもので ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「多量の水２ 第１号及び第２号に規定する「一次冷却材を喪失した場合」
ない」とは，前号の要求条件に基づく想定冷却材喪失事故解析
素発生を防止できることの具体的な判断基準」について記載があとは，「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」で定において発生する水素量が同指針に規定する判断基準を満足る。
義される｢想定冷却材喪失事故｣を意味する。
することをいい，具体的には，非常用炉心冷却設備の仕様が設
３ 第１号及び第２号に規定する「一次冷却材を喪失した場合」
置（変更）許可申請書添付書類八に記載された仕様を満足するには，例えば逃がし弁の開固着のように，物理的破断は発生しとともに，設置（変更）許可申請書における評価条件と比較しないものの原子炉冷却材喪失を生じさせる事象を含むことをて非保守的な変更がないことを確認することをいう。
意味する。

二

３

非常用炉心冷却設備は，原子炉圧力容器内又は原子炉格納容器内 ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「非常用炉の圧力及び温度並びに冷却材中の異物の影響につき想定される最心冷却設備が機能を維持するべき環境条件」について記載がある。
も厳しい条件下においても，正常に機能する能力を有するものでなければならない。
【解釈】
３ 第３項に規定する「想定される最も厳しい条件下」とは，予想される最も小さい有効吸込水頭をいい，非常用炉心冷却設備に係るろ過装置の性能については「非常用炉心冷却設備又は格9-別 2-39

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第 5 号（平成２０年２月２７日原子力安全・保安院制定））によること。
非常用炉心冷却設備は，その能力の維持状況を確認するため，発 ◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原
電用原子炉の運転中に試験ができるように施設しなければならな
子炉の運転中における非常用炉心冷却設備の試験」について記載が
い。
ある。
【解釈】
４ 第４項に規定する「発電用原子炉の運転中に試験ができるよ
うに施設しなければならない」機器とは，動的機器（ポンプ及び事故時に動作する弁等）をいう。

４

9-別 2-40

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（一次冷却材の減少分を補給する設備）（循環設備等）第二十条 発電用原子炉施設には，通常運転時又は一次冷却材の小規 第三十三条 発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設しなければならない。
模漏えい時に発生した一次冷却材の減少分を補給する設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
【解釈】
三 通常運転時又は一次冷却材の小規模漏えい時に発生した一次冷却材の減少分を自動的に補給する設備
１ 第２０条に規定する「一次冷却材の小規模漏えい」とは，原
子炉冷却材圧力バウンダリを構成する弁及びポンプ等のシー【解釈】
ル部並びに原子炉冷却材圧力バウンダリの小亀裂等からの原
１ 第３３条各号の設備として，少なくとも次の設備又は同等の子炉冷却材の漏えいをいう。
機能を有する設備を保有すること。
ＢＷＲ
ＰＷＲ
第 1 号に該
原子炉再循環系
一次冷却系
当するもの
第 2 号に該
原子炉圧力制御系
加圧器圧力制御系
当するもの
原子炉給水制御系
第 3 号に該
原子炉隔離時冷却系
化学体積制御系
当するもの
制御棒駆動水圧系
第 4 号に該
原子炉冷却材浄化系
化学体積制御系
当するもの
原子炉隔離時冷却系(*1)
第 5 号に該
補助給水系(*1)(*2)
残留熱除去系(*2)
当するもの
余熱除去系(*2)
隔離時復水器系(*1)
第 6 号に該
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却水系
当するもの
原子炉補機冷却海水系
原子炉補機冷却海水系(*1) 重大事故等に対処するために必要な電源設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。ただし，補助給水系にあってはタービン駆動のものに限る。
(*2) 原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。
２ 第３号に規定する「一次冷却材の小規模漏えい時」とは，原
子炉冷却材圧力バウンダリを構成する弁，ポンプ等のシール部
および原子炉冷却材圧力バウンダリの小き裂等からの原子炉
冷却材の漏えいをいう。なお，「一次冷却材の減少」には，安全弁の正常な作動による原子炉冷却材の体積の減少も含まれる。

備考◯主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「一次冷却材の減少分を補給する設備（安全施設に属するものに限る。
）」，技術基準規則は「一次冷却材の減少分を自動的に補給する設備」を対象としている。
◯設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉給水制御系，原子炉隔離時冷却系，制御棒駆動水圧系」について記載がある。

◯設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「一次冷却材の減少」について記載がある。

9-別 2-41

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（残留熱を除去することができる設備）（循環設備等）第二十一条 発電用原子炉施設には，発電用原子炉を停止した場合に 第三十三条 発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設しなければならない。
おいて，燃料要素の許容損傷限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を維持するために必要なパラメータが設計値を超えないようにするため，原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去 五 発電用原子炉停止時（全交流動力電源喪失時から重大事故等に対することができる設備（安全施設に属するものに限る。）を設けな処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されければならない。
るまでの間を含む。
）に原子炉圧力容器内において発生した残留熱【解釈】を除去することができる設備【解釈】
１ 第２１条に規定する「燃料要素の許容損傷限界及び原子炉冷１ 第３３条各号の設備として，少なくとも次の設備又は同等の却材圧力バウンダリの健全性を維持するために必要なパラメ機能を有する設備を保有すること。
ータが設計値を超えないようにするため」とは，燃料の許容損
傷限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えな
ＢＷＲ
ＰＷＲ
いことをいう。
第 1 号に該
原子炉再循環系
一次冷却系
２ 第２１条に規定する「原子炉圧力容器内において発生した残当するもの
留熱」には，燃料の核分裂生成物の崩壊熱及び機器等から発生
第 2 号に該
原子炉圧力制御系
加圧器圧力制御系
する熱に加えて通常運転中に炉心，原子炉冷却材系等の構成材
当するもの
並びに原子炉冷却材及び二次冷却材（加圧水型軽水炉の場合）
原子炉給水制御系
第 3 号に該に蓄積された熱を含む。
原子炉隔離時冷却系
化学体積制御系
当するもの
制御棒駆動水圧系
第 4 号に該
原子炉冷却材浄化系
化学体積制御系
当するもの
原子炉隔離時冷却系(*1)
第 5 号に該
補助給水系(*1)(*2)
残留熱除去系(*2)
余熱除去系(*2)
当するもの
隔離時復水器系(*1)
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却水系
第 6 号に該当するもの
原子炉補機冷却海水系
原子炉補機冷却海水系(*1) 重大事故等に対処するために必要な電源設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。ただし，補助給水系にあってはタービン駆動のものに限る。
(*2) 原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。

備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備（安全施設に属するものに限る。）」，技
術基準規則は「原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
○設置許可基準規則で「残留熱除去の目的」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な要求対象期間」について記載がある。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉隔離時冷却系，残留熱除去系，隔離時復水器系」について記載がある。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な残留熱除去設備」について記載がある。

9-別 2-42

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備）
第二十二条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。

（循環設備等）第三十三条 発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を施設しなければならない。

一二

原子炉圧力容器内において発生した残留熱及び重要安全施設において発生した熱を除去することができるものとすること。

津波，溢水又は工場等内若しくはその周辺における発電用原子炉
施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものに対して安全性を損なわないものとすること。
【解釈】
１ 第２２条に規定する「最終ヒートシンク」とは，最終的な熱の逃がし場を意味しており，海，河，池，湖又は大気をいう。
２ 第２２条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備」とは，非常用炉心冷却系又は残留熱を除去する系統等から最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統（原子炉
補機冷却設備及び原子炉補機冷却海水設備等）をいう。

備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備（安全施設に属するものに限る。）」，技術基準規則は「除去された熱を最終ヒートシンクへ輸送することができる設備」を対象
六 前号の設備により除去された熱を最終ヒートシンクへ輸送するとしている。
ことができる設備○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第３３条各号の設備として，少なくとも次の設備又は同等のる。
機能を有する設備を保有すること。
○設置許可基準規則で「重要安全施設で発生した熱の除去」について
ＢＷＲ
ＰＷＲ
記載がある。
第 1 号に該
原子炉再循環系
一次冷却系○設置許可基準規則で「設備の安全性を損なわないこと」について記
当するもの
載がある。
第 2 号に該
原子炉圧力制御系
加圧器圧力制御系
当するもの
原子炉給水制御系
第 3 号に該
原子炉隔離時冷却系
化学体積制御系
当するもの
制御棒駆動水圧系
第 4 号に該
原子炉冷却材浄化系
化学体積制御系
当するもの
原子炉隔離時冷却系(*1)
第 5 号に該
補助給水系(*1)(*2)
残留熱除去系(*2)
当するもの
余熱除去系(*2)
隔離時復水器系(*1)○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な第 6 号に該
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却水系
熱輸送設備」について記載がある。
原子炉補機冷却海水系
当するもの
原子炉補機冷却海水系(*1) 重大事故等に対処するために必要な電源設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。ただし，補助給水系にあってはタービン駆動のものに限る。
(*2) 原子炉停止時に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備。
３ 第６号の設備には第５号の設備により除去された熱を最終 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「熱輸送設備の要求除外期間」について記載がある。
的な熱の逃がし場へ輸送することが要求されているが，重大事故等に対処するために必要な電源設備からの電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時における機能確保は要求されない。

9-別 2-43

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則（計測制御系統施設）
第二十三条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，計測制
御系統施設を設けなければならない。
一

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連する系統の健全性を確保するために監視す
ることが必要なパラメータは，通常運転時及び運転時の異常な過渡
変化時においても想定される範囲内に制御できるものとすること。
【解釈】
１ 第１号に規定する「健全性を確保するために監視することが必要なパラメータ」とは，炉心の中性子束，中性子束分布，原子炉水位，原子炉冷却材系の圧力，温度及び流量，原子炉冷却材の水質並びに原子炉格納容器内の圧力，温度及び雰囲気ガス
濃度等をいう。

技術基準規則備考（計測装置）
第三十四条 発電用原子炉施設には，次に掲げる事項を計測する装置 ○設置許可基準規則の「計測制御系統施設を設けなければならない。
」
を施設しなければならない。ただし，直接計測することが困難な場
は，技術基準規則では「計測する装置を施設しなければならない。
」
合は，当該事項を間接的に測定する装置を施設することをもって，とし，具体的な内容が記載されている。
これに代えることができる。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「間接的測【解釈】定の容認」について記載がある。
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによ ○設置許可基準規則で「パラメータを想定される範囲内に制御できる
る測定，演算（炉周期）が含まれる。
ものとすること」について記載がある。
第１項第１１号の計測の場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。
」とは，排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
一

炉心における中性子束密度○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な計測パラメータ」及び「計測装置の定義」について記載がある。
二 炉周期○設置許可基準規則で「通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時の監視について」について記載がある。
三 設計基準事故が発生した場合の状況を把握し，及び対策を講じる 三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあっては，その濃 ○設置許可基準規則で「十分な計測範囲及び期間にわたり監視できために必要なパラメータは，設計基準事故時に想定される環境下に度る」について記載がある。
おいて，十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるものとすること。
四 一次冷却材に関する次の事項【解釈】
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
２ 第３号に規定する「設計基準事故が発生した場合の状況を把握し，及び対策を講じるために必要なパラメータ」とは，原子炉格納容器内雰囲気の圧力，温度，水素ガス濃度及び放射性物 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
質濃度等をいう。
器内の水位
５ 設計基準事故時における計測制御系統施設については，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する 六 原子炉格納容器内の圧力，温度，可燃性ガスの濃度，放射性物質審査指針」（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）に定の濃度及び線量当量率
めるところによる。
【解釈】
２ 第１項第６号に規定する「可燃性ガスの濃度」とは，ＢＷＲ
四 前号のパラメータのうち，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却ににおいては，酸素・水素ガス濃度，ＰＷＲにおいては，水素ガ ○設置許可基準規則で「発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るも係るものについては，設計基準事故時においても二種類以上監視
ス濃度をいう。
のの要件」について記載がある。
し，又は推定することができるものとすること。
七 主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン又は復水器に【解釈】
５ 設計基準事故時における計測制御系統施設については，「発接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性物質の濃度
電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する
【解釈】
審査指針」
（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）に定
３ 第１項第７号はＢＷＲに対して，第８号はＰＷＲに対して適めるところによる。
用される。
二 前号のパラメータは，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内で監視できるものとすること。

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

9-別 2-44

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則九

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

備考

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実用炉規則第二条第二項第四号に規定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【解釈】
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによる測定，演算（炉周期）が含まれる。
第１項第１１号の計測の場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。
」とは，排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
４ 第１項第１１号に規定する「放射性物質により汚染するおそれがある管理区域」とは，管理区域を規定する以下の３要素のうち外部放射線に係る線量のみが「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に規定される基準を超える管理区域以外の管理区域をいい，３要素のうちＡ，Ｂ及びＣの組み合わせ，ＡとＢ若し
くはＡとＣの組み合わせ，ＢとＣの組み合わせ又はＢ若しくはＣのみで規定される管理区域のことをいう。この場合において，管理区域の３要素は以下による。
Ａ．その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する実効線量を超えるおそれがあるもの。
Ｂ．空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。）の濃度が別に告示する濃度を超えるおそれがあるもの。
Ｃ．放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるもの。
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（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）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
質の濃度
【解釈】
５ 第１項第１３号に規定する装置のうち，恒設のモニタリング ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「電源復旧設備については，非常用電源設備に接続するか，無停電電源装 までの期間の電気の供給を担保できる設計であること」について記載

9-別 2-45

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

置などにより電源復旧までの期間の電気の供給を担保できる がある。
設計であること。また，必要な情報を原子炉制御室又は適切な場所に表示できる設計であること。さらに，そのデータ伝送系
は多様性を有する設計であること。
十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位
十五 敷地内における風向及び風速
２

前項第六号に掲げる装置であって線量当量率を計測する装置にあっては，多重性及び独立性を確保しなければならない。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「多重性及び独立性」について記載がある。
３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「外部電源（第一項第十二号に掲げる事項を計測する装置にあっては，燃料取喪失時の計測」について記載がある。
扱設備及び燃料貯蔵設備に属するものに限る。
）にあっては，外部電源が喪失した場合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込 ４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測結果めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故の表示」について記載がある。
故時においても確実に記録され，及び当該記録が保存されるものと時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測装置すること。
の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置については，運転の代替手段」について記載がある。
【解釈】員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記
３ 第５号に規定する「必要なパラメータ」とは，安全確保上最録を確認することをもって，これに代えることができる。
も重要な原子炉停止，炉心冷却及び放射能閉じ込めの三つの機【解釈】
能の状況を監視するのに必要な炉心の中性子束，原子炉水位及６ 第４項に規定する「計測する装置にあっては，計測結果を表
び原子炉冷却材系の圧力・温度等をいう。
示し，記録し，及びこれを保存する」には，計測，計測結果の４ 第５号に規定する「記録され，及び当該記録が保存されるも表示，記録及び保存を，複数の装置の組み合わせにより実現しの」とは，事象の経過後において，上記３の「必要なパラメーてもよい。
タ」が参照可能であることをいう。
７ 第４項に規定する「設計基準事故時の放射性物質の濃度及び５ 設計基準事故時における計測制御系統施設については，「発線量当量率を計測する主要な装置」とは，「発電用軽水型原子炉
電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和５６
審査指針」（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）に定
年７月２３日原子力安全委員会決定）」に定める放射線計測系
めるところによる。
の分類１及び２の計測装置をいう。

五9-別 2-46

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（安全保護装置）（安全保護回路）第二十四条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，安全保 第三十五条 発電用原子炉施設には，安全保護装置を次に定めるとこ ○主語の相違【結果：相違なし】
護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。
）
ろにより施設しなければならない。
設置許可基準規則は「安全保護回路（安全施設に属するものに限を設けなければならない。
【解釈】る。」，技術基準規則は「安全保護装置」を対象としている。
４ デジタル安全保護系の適用に当たっては，日本電気協会「安 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい4620-2008）（以下「JEAC4620」という。
）５．留意事項を除く本
る。
文，解説－４から６まで，解説－８及び解説－１１から１８まで並びに「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」（JEAG4609-2008）本文及び解説－９に以下の要件を付したものによること。ただし，「ディジタル」は「デジタル」と読み替えること。
（１）JEAC4620 の４．１の適用に当たっては，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安全保護系の設定値を決定すること。
（２）JEAC4620 の４．１８．３において検証及び妥当性確認の実施に際して作成された文書は，４．１８．２の構成管理計画の中に文書の保存を定め，適切に管理すること。
（３）JEAC4620 の４．８における「想定される電源擾乱，電磁波等の外部からの外乱・ノイズの環境条件を考慮した設計とすること」を「想定される電源擾乱，サージ電圧，
電磁波等の外部からの外乱・ノイズの環境条件を考慮して設計し，その設計による対策の妥当性が十分であることを確証すること」と読み替えること。
（４）JEAC4620 の４．５及び解説－６の適用に当たっては，デジタル安全保護系は，試験時を除き，計測制御系からの情報を受けないこと。試験時に，計測制御系からの情報を受ける場合には，計測制御系の故障により，デジタル
安全保護系が影響を受けないよう措置を講じること。
デジタル安全保護系及び計測制御系の伝送ラインを共用する場合，通信をつかさどる制御装置は発信側システ
ムの装置とすること。
（５）JEAC4620 の４．１６の「外部からの影響を防止し得る設計」を「外部影響の防止された設備」と読み替えること。
（６）JEAC4620 の４．における安全保護機能に相応した高い信頼性を有するとは，デジタル安全保護系のトリップ失敗
確率及び誤トリップする頻度を評価し，従来型のものと比較して同等以下とすること。また，デジタル安全保護
系の信頼性評価において，ハードウェア構成要素に異常の検出，検出信号の伝送，入出力信号の処理，演算処理，トリップ信号の伝送，トリップの作動等，評価に必要な構成要素を含むこと。

9-別 2-47

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（７）安全保護系に用いられるデジタル計算機の健全性を実証できない場合，安全保護機能の遂行を担保するための原理の異なる手段を別途用意すること。
（「日本電気協会「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC 4620-2008）」及び「ディジタル
安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG
4609-2008）」に関する技術評価書」（平成２３年１月原子
力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））

運転時の異常な過渡変化が発生する場合において，その異常な状 一 運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では，機能を確
発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉停止系統保するにあたっての条件に，「地震の発生により発電用原子炉の運態を検知し，及び原子炉停止系統その他系統と併せて機能すること
その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界
転に支障が生ずる場合」が含まれる。
により，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとすを超えないようにできるものであること。
ること。
【解釈】
【解釈】
１ 第１号の安全保護装置の機能の確認については，設置許可申 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では具体的な
１ 第１号について，安全保護回路の運転時の異常な過渡変化時
請書の添付書類八の設備仕様及び設置許可申請書において評「適合の判断基準」を明示している。
の機能の具体例としては，原子炉の過出力状態や出力の急激な価した運転時の異常な過渡変化の評価の条件に非保守的な変上昇を防止するために，異常な状態を検知し，原子炉停止系統
更がないことを確認すること。
を含む適切な系統を作動させ，緊急停止の動作を開始させること等をいう。

一

二

設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

○設置許可基準規則で「設計基準事故時の異常検知及び施設の自動作動」について記載がある。

安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単 二 系統を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が ○主語の相違【結果：相違なし】
一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った
起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合にお設置許可基準規則は「安全保護回路」，技術基準規則は「系統」を対いて，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保すること。
場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保するも象としている。
のとすること。
【解釈】
２ 第３号に規定する「チャンネル」とは，安全保護動作に必
要な単一の信号を発生させるために必要な構成要素（抵抗器，コンデンサ，トランジスタ，スイッチ及び導線等）及びモジュール（内部連絡された構成要素の集合体）の配列であって，検出器から論理回路入口までをいう。

三

安全保護回路を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し， 三 系統を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれ ○主語の相違【結果：相違なし】
それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないようにのチャンネル間において安全保護機能を失わないように独立性を
設置許可基準規則は「安全保護回路」，技術基準規則は「系統」を対独立性を確保するものとすること。
確保すること。
象としている。
【解釈】【解釈】
３ 第４号に規定する「それぞれ互いに分離し」とは，独立性
２ 第３号に規定する「独立性を確保すること」とは，チャンネ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「チャンネル間の距離，バリア，電気的隔離装置等により，相互を分離すを有するようなチャンネル間の物理的分離及び電気的分離等
ル間の分離の具体的対策」について記載がある。
ることをいう。
をいう。

四五

駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合に 四 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が生じた場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当
おいても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は

9-別 2-48

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。
【解釈】
４ 第５号に規定する「駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況」とは，電力若しくは計装用空気の喪失又は何らかの原因により安全保護回路の論理回路が遮断される等の状況をいう。なお，不利な状況には，環境条件も含むが，どのような状況を考慮するかは，個々の設計に応じて判断する。
５ 第５号に規定する「発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉
施設の安全上支障がない状態を維持できるもの」とは，安全保護回路が単一故障した場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行することにより，最終的に発電用原子炉施設が安全側の状態を維持するか，又は安全保護回路が単一故障してそのままの状態にとどまっても発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できることをいう。

該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できること。

備考

六

不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動 五 不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。
防止するために必要な措置が講じられているものであること。
【解釈】
【解釈】
６ 第６号に規定する「不正アクセス行為その他の電子計算機に
３ 第５号に規定する「必要な措置が講じられているものである ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「不正アクこと」とは，外部ネットワークと物理的な分離又は機能的な分
使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作
セス行為その他による被害を防止するための具体的対策」について離を行うこと，有線又は無線による外部ネットワークからの遠をさせる行為による被害を防止すること」とは，ハードウェア
記載がある。
隔操作及びウイルス等の侵入を防止すること，物理的及び電気の物理的分離，機能的分離に加え，システムの導入段階，更新
的アクセスの制限を設けることにより，システムの据付，更新，段階又は試験段階でコンピュータウイルスが混入することを試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の防止する等，承認されていない動作や変更を防ぐ設計のことを
侵入を防止すること等の措置を講じることをいう。なお，ソフいう。
トウェアの内部管理を強化するために，ウイルス等によるシス
テムの異常動作を検出させる場合には以下の機能を有すること。
（１）ウイルス等によるシステムの異常動作を検出する機能を設ける場合には，ウイルス等を検知した場合に運転員等へ告知すること。
（２）ウイルス等によるシステムの異常動作を検出する機能
は，安全保護装置の機能に悪影響を及ぼさないこと。
計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には，そ 六 計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制御系から機能的に分離されたものの安全保護機能を失わないよう，計測制御系統施設から機能的に分であること。
離されたものとすること。
【解釈】
７ 第７号に規定する「安全保護機能を失わない」とは，接続された計測制御系統施設の機器又はチャンネルに単一故障，誤操
作若しくは使用状態からの単一の取り外しが生じた場合においても，これにより悪影響を受けない部分の安全保護回路が第１号から第６号を満たすことをいう。

七9-別 2-49

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則七八

備考

発電用原子炉の運転中に，その能力を確認するための必要な試験 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原ができるものであること。
子炉運転中の試験について」の記載がある。
運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであること。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「作動設定値の変更について」の記載がある。

9-別 2-50

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（反応度制御系統及び原子炉停止系統）（反応度制御系統及び原子炉停止系統）
第二十五条 発電用原子炉施設には，反応度制御系統（原子炉停止系統 第三十六条 発電用原子炉施設には，反応度制御系統を施設しなけれを含み，安全施設に係るものに限る。次項において同じ。）を設けばならない。
なければならない。
【解釈】
１ 第１項について，反応度制御系及び原子炉停止系それぞれに含まれる設備として，加圧水型軽水炉では制御棒及び化学体積制御系はいずれも反応度制御系及び原子炉停止系に含まれ，沸騰水型軽水炉では制御棒及びほう酸注入系はいずれも反応度
制御系及び原子炉停止系に含まれ，原子炉再循環流量制御系は反応度制御系に含まれる。

備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「反応度制御系統（原子炉停止系統を含み，安全施設に係るものに限る。」，技術基準規則は「反応度制御系統」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載している。

２

反応度制御系統は，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要 ２ 反応度制御系統は，二つ以上の独立した制御棒，液体制御材その他素の許容損傷限界を超えることなく制御できる能力を有し，かつ，の反応度を制御する系統を有するものであり，かつ，計画的な出力
次に掲げるものでなければならない。
変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷限界を超えることな【解釈】
く制御できる能力を有するものでなければならない。
２ 第２項について，現在軽水炉で採用されている制御棒による系及び可溶性毒物による系（沸騰水型軽水炉におけるほう酸注
入系，加圧水型軽水炉における化学体積制御設備のほう酸注入系）は，その性能からみて第２項を満足する反応度制御系とみなすことができる。

一

制御棒，液体制御材その他反応度を制御するものによる二以上の独立した系統を有するものとすること。

二

通常運転時の高温状態において，二以上の独立した系統がそれぞ ３ 原子炉停止系統は，次の能力を有するものでなければならない。
れ発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できるもので 一 通常運転時の高温状態において，二つ以上の独立した系統がそれあり，かつ，運転時の異常な過渡変化時の高温状態においても反応ぞれ発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持できるもの
度制御系統のうち少なくとも一つは，燃料要素の許容損傷限界を超であり，かつ，運転時の異常な過渡変化時の高温状態においても原えることなく発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持で子炉停止系統のうち少なくとも一つは，燃料要素の許容損傷限界をきること。この場合において，非常用炉心冷却設備その他の発電用超えることなく発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持
原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合に作動する設備のできること。この場合において，非常用炉心冷却設備その他の発電作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えるこ用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合に作動する設備とができる。
の作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加える【解釈】
ことができる。
３ 第２項第２号に規定する「高温状態においても反応度制御系【解釈】
統のうち少なくとも一つは，燃料要素の許容損傷限界を超える
１ 第３項第１号に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行し，ことなく発電用原子炉を未臨界に移行し，及び未臨界を維持で及び未臨界を維持できる」とは，キセノン崩壊により反応度がきる」とは，過渡状態が収束した後，キセノン崩壊により反応添加されるまでの期間，未臨界を維持できること。キセノン崩度が添加されるまでの期間，臨界未満を維持することをいい，
壊により反応度が添加された以降の長期的な未臨界の維持は，
さらにそれ以降の長期の臨界未満の維持は，他の系統の作動を
他の原子炉停止系統（ほう酸注入系），原子炉の停止能力を備え ○設置許可基準規則の「他の系統の作動」について，技術基準規則で期待してよいことをいう。
た原子炉停止系統以外の系統（非常用炉心冷却設備）の作動をは具体的に「他の原子炉停止系統（ほう酸注入系），原子炉の停止能含むことができる。
力を備えた原子炉停止系統以外の系統（非常用炉心冷却設備）の作動を含むことができる。
」と記載がある。

9-別 2-51

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態に 二 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態において，少なくとも一つは，発電用原子炉を未臨界に移行し，及びおいて，反応度制御系統のうち少なくとも一つは，発電用原子炉を
未臨界を維持できること。
未臨界に移行し，及び未臨界を維持できること。
【解釈】
【解釈】
２ 第３項第２号に規定する「通常運転時及び運転時の異常な過４ 第２項第３号に規定する「低温状態において，反応度制御系
渡変化時における低温状態において，発電用原子炉を未臨界に
統のうち少なくとも一つは，発電用原子炉を未臨界に移行し，移行し，及び未臨界を維持できる」とは，高温臨界未満の状態
及び未臨界を維持できる」とは，高温臨界未満の状態からキセからキセノン崩壊及び一次冷却材温度変化による反応度添加
ノン崩壊及び原子炉冷却材温度変化による反応度添加を補償
を補償しつつ原子炉を低温状態で未臨界に移行して維持でき
しつつ，低温未臨界状態を達成し，かつ，維持することをいう。
ること。

三

一次冷却材喪失その他の設計基準事故時において，反応度制御系 三 一次冷却材喪失その他の設計基準事故時において，少なくとも一
つは，発電用原子炉を未臨界へ移行することができ，かつ，少なく統のうち少なくとも一つは，発電用原子炉を未臨界へ移行すること
とも一つは，発電用原子炉を未臨界に維持できること。この場合にができ，かつ，少なくとも一つは，発電用原子炉を未臨界に維持でおいて，非常用炉心冷却設備その他の発電用原子炉施設の安全性をきること。この場合において，非常用炉心冷却設備その他の発電用損なうおそれがある場合に作動する設備の作動に伴って注入され原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合に作動する設備のる液体制御材による反応度価値を加えることができる。
作動に伴って注入される液体制御材による反応度価値を加えることができる。
【解釈】
５ 第２項第４号の設計基準事故時における反応度制御系の能力について，原子炉の停止能力を備えた系統の作動が期待できる場合には，その寄与を考慮してよい。例えば，加圧水型軽水炉の主蒸気管破断時において反応度制御系が非常用炉心冷却系とあいまって，炉心を臨界未満にでき，かつ，炉心を臨界未満に維持できる場合である。

四五 制御棒を用いる場合にあっては，反応度価値の最も大きな制御棒 四 制御棒を用いる場合にあっては，反応度価値の最も大きな制御棒 ○設置許可基準規則の「制御棒１本固着」について，技術基準規則で一本が固着した場合においても第二号から第四号までの規定に適一本が固着した場合においても第一号から第三号までの規定に適は定義の記載がある。
合すること。
合すること。
【解釈】
３ 第３項第４号に規定する「制御棒１本が固着した場合」とは，制御棒１本が，完全に炉心の外に引き抜かれ，挿入できないことをいう。
なお，ＡＢＷＲにあっては，同一の水圧制御ユニットに属する制御棒１組又は１本の固着を考慮すること。また ，固着時にあっても第３項１号から３号の要求事項が満たされる必要がある。
３

制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率は，想定される反応度 ４ 制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率は，想定される反応度
投入事象（発電用原子炉に反応度が異常に投入される事象をいう。
）
投入事象（発電用原子炉に反応度が異常に投入される事象をいう。
）
に対して原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷に対して原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内
却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の損壊を起こさないものでなければならない。
部構造物の損壊を起こさないものでなければならない。
【解釈】
【解釈】

9-別 2-52

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則第４項の規定は，設置（変更）許可申請書における「制御棒 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では確認方法として「設置（変更）許可申請書における「制御棒飛び出し（ＰＷＲ）」，
飛び出し（ＰＷＲ）」，「制御棒落下（ＢＷＲ）」の評価で想定し「制御棒落下（ＢＷＲ）」の評価で想定した下記の内容を確認するこた下記の内容を確認することにより確認できる。
【ＢＷＲ】とにより確認できる。
」と記載がある。
・制御棒引抜手順が定められていること・定められた制御棒引抜手順に沿った操作が行われていること
を制御棒価値ミニマイザ又はそれに替わる運用管理によって確認できること・制御棒落下速度を制限する装置【ＰＷＲ】
・制御棒挿入限界

６第３項に規定する「制御棒の最大反応度価値」の評価に当たっては，原子炉の運転状態との関係で，制御棒の挿入の程度及
び配置状態を制限する等，反応度価値を制限する装置が設けられている場合には，その効果を考慮してもよい。
７ 第３項に規定する「想定される反応度投入事象」とは，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」及び「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針」（平成１０年４月１３日原子力安全委員会了承）において定めるところによる。

４

備考

４

制御棒，液体制御材その他の反応度を制御する設備は，通常運転 ５ 制御棒，液体制御材その他の反応度を制御する設備は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件におい時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な物理的及び化学的性質を保持するものでなければならなて，必要な物理的及び化学的性質を保持するものでなければならな
い。
い。
【解釈】
５ 第５項に規定する「必要な物理的及び化学的性質」とは，物 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「必要な物理的性質については耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質
理的及び化学的性質の定義」について記載がある。
をいい，化学的性質については耐食性，化学的安定性をいう。
（制御材駆動装置）
第三十七条 制御材を駆動する装置は，次に定めるところにより施設しなければならない。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「制御材を駆動する装置」について記載がある。

一

発電用原子炉の特性に適合した速度で制御材を駆動できるもの ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「制御材のであること。
駆動速度」について記載がある。
【解釈】
１ 第１号に規定する「発電用原子炉の特性に適合した速度で制御材を駆動できる」とは，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入による時間（この間に炉心に加えられる負の反応度）が，当該原子炉の燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で炉心内に挿入されること。ここで，緊急停止時の制御棒の挿入時間は，設置（変更）許可申請書添付書類八の仕様及び設置（変更）許可申請書における運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の評価で設定した時間を満たしていること。

二

発電用原子炉の通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「制御棒の発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える速度で引き抜き速度の制限」について記載がある。
駆動できないものであること。
【解釈】
２ 第２号に規定する「制御棒の異常な引き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える速度で駆動できないもの」とは，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜

9-別 2-53

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」により，制御棒が異常に引き抜かれた場合でも，燃料の許容損傷限界を超えないよう引抜速度が制限されていること。この場合において，設置（変更）許可申請書において評価した「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件として設定した制御棒引抜速
度に非保守的な変更がないことを確認すること。
制御棒の駆動動力源が喪失した場合に，発電用原子炉の反応度を ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「制御棒の増加させる方向に制御棒を動作させないものであること。
駆動電源喪失時における制御棒の動作」について記載がある。
【解釈】
３ 第３号に規定する「発電用原子炉の反応度を増加させる方向に制御棒を動作させないものであること」とは，次の各号のいずれかに適合するものまたはこれと同等であること。
一 ＢＷＲにおいては，次によること。
・水圧駆動による制御棒駆動装置にあっては，動力源としての制御棒駆動水ポンプ等による水圧が喪失した場合において，ラッチ機構により制御棒は現状位置に保持されること。
・電動駆動による制御棒駆動装置にあっては，電磁ブレーキ等を有することにより，動力電源喪失時も現状位置に保持される機構を有すること。
二 ＰＷＲにおいては，制御棒駆動装置の動力源がなくなると制御棒は自重で落下すること。

三四

制御棒を駆動する装置にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃に ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では制御棒のより制御棒，燃料体，反射材その他の炉心を構成するものを損壊し「制御棒駆動装置による制御棒の挿入その他の衝撃」について記載ないものであること。
がある。

9-別 2-54

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）
第二十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉 第三十八条 発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければ制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。
）
ならない。
を設けなければならない。
２ 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その他の非常時に発電用原一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。
子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及【解釈】
び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する
１ 第１項第１号に規定する「必要なパラメータを監視できる」
装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子とは，発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定すパラメータについて，計測制御系統施設で監視が要求されるパる装置を含む。
）を集中し，かつ，誤操作することなく適切に運転操
ラメータのうち，連続的に監視する必要のあるものを原子炉制作することができるよう施設しなければならない。
【解釈】
御室において監視できることをいう。
１ 第２項に規定する「発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態」とは次の状態をいう。
（１）発電用原子炉の制御棒の動作状態（２）発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態（３）発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な弁の開閉状態
２ 第２項に規定する「その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置」とは，警報装置，機械器具を操作する装置
及び機械器具の動作状況を表示する装置をいう。
３ 第２項に規定する「主要計測装置の計測結果を表示する装置」とは，発電用原子炉の炉心，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。
４ 第２項に規定する「第４７条第１項に規定する装置」を「集中し」施設するに当たり，当該設備の専用制御場所に集中して警報表示する場合は，原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。また，複数の発電用原子炉で廃棄物処理設備等を共用する場合にあっては，当該設備の属するいずれかの発電用原子炉の原子炉制御室に一括して警報表示してもよい。
５ 第３５条に規定する安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できること。
６ 第２項に規定する安全設備を運転中に試験するため，電動弁用電動機に熱的過負荷保護装置（以下「保護装置」という。
）を使用する場合には，保護装置の使用状態又は不使用状態を運転員が的確に識別できるように，表示装置が設けられていること。ただし，保護装置が常時使用され，事故時にのみ自動的にバイパスされるように設計されている場合，又は保護装置が事

備考○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「原子炉制御室（安全施設に係るものに限る。」，技術基準規則は「原子炉制御室」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「必要なパラメータ」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では主要計測装
置以外の装置及び誤操作防止について記載がある。
（ただし，該当部
分は設置許可基準規則十条において整理を行う。
）○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「運転員が的確に認知できること」について記載がある。

9-別 2-55

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

故時において不要な作動をしないように設定されている場合
は，同表示装置の設置は不要である。
７ 第２項に規定する「誤操作することなく適切に運転操作することができる」とは｢原子炉制御室における誤操作防止のための設備面への要求事項(別記－７)｣によること。
二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとす ３ 原子炉制御室には，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するたること。
めの装置を施設しなければならない。
【解釈】
【解釈】
２ 第１項第２号に規定する「発電用原子炉施設の外の状況を把
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の外部の状況を把握す
握する」とは，原子炉制御室から，発電用原子炉施設に影響をるための装置」とは，発電用原子炉施設に迫る津波等の自然現 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「監視対象，
象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をい及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。
監視方法，監視期間」について記載がある。
う。
三 発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動○設置許可基準規則で「発電用原子炉施設の安全性を確保するためににより行うことができるものとすること。
必要な操作を手動により行うこと」について記載がある。
【解釈】
３ 第１項第３号において「必要な操作を手動により行う」とは，急速な手動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原
子炉の冷却の確保のための操作をいう。

２

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な事態により原子炉制 ４ 発電用原子炉施設には，火災その他の異常な事態により原子炉制
御室が使用できない場合において，原子炉制御室以外の場所から発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発電用原
電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメ
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ータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な置を施設しなければならない。
【解釈】
低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるため
９ 第４項に規定する「原子炉制御室以外の場所」とは，原子炉 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
に必要な機能を有する装置を設けなければならない。
」は技術基準規則では【解釈】
制御室を構成する区画壁の外であって，原子炉制御室退避の原「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい４ 第２項に規定する「発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに因となった居住性の悪化の影響が及ぶおそれがない程度に隔る。
離された場所をいい，「安全な状態に維持することができる装 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉制移行」とは，直ちに発電用原子炉を停止し，残留熱を除去し及置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停
び高温停止状態を安全に維持することをいう。
御室以外の場所の定義」について記載がある。
止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

３

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり，かつ，当該措置をとるための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当該各号に定める設備を設けなければならない。
【解釈】
５ 第３項に規定する「従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり」とは，事故発生後，事故対策操作をすべき従事者が原子炉制御室に接近できるよう通路が確保されていること，及び従事者が原子炉制御室に適切な期間滞在できること，並びに従事者の交替等のため接近する場合において

５

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり，かつ，当該措置をとるための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場
所の区分に応じ，当該各号に定める防護措置を講じなければならな ○設置許可基準規則の「設備を設けなければならない。
」は技術基準規い。
則では「防護措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容が【解釈】記載されている。
１０ 第５項に規定する｢これに連絡する通路並びに運転員その ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉施他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域｣とは，一設への通路及び出入り区域の定義」について記載がある。
次冷却系統に係る施設の故障，損壊等が生じた場合に原子炉制
御室に直交替等のため入退域する通路及び区域をいう。

9-別 2-56

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設置許可基準規則
は，放射線レベルの減衰及び時間経過とともに可能となる被ばく防護策が採り得ることをいう。「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生に関して，有毒ガスが原子炉制御室の運転員に及ぼす影響により，運転員の対処能力が著しく低下し，安全施設の安全機能が損なわれることがないことを含む。

一 原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍 工場
等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装置【解釈】

技術基準規則備考

１１ 第５項においては，原子炉制御室等には事故・異常時にお ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射線防いても従事者が原子炉制御室に立ち入り，一定期間滞在できる
護措置における運用面の対策等」について記載がある。
ように放射線に係る遮蔽壁，放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。
「一定期間」とは，運転員が必要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「遮蔽そのとは，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内
他の適切な放射線防護措置」について記載がある。
にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばくを「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」第７条第１項
における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評価手法は，「原子力発
電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成２１・０７・２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。
チャコールフィルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉
制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環対象範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生時において，原子炉制御室の
運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断
基準値以下とすることを含む。「防護措置」には，必ずしも設 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「防護措置」
備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策をについて記載がある。
含む。

一原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍 工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装置の設置【解釈】

9-別 2-57

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

第３項第１号に規定する「有毒ガスの発生源」とは，有毒ガスの発生時において，運転員の対処能力が損なわれるおそれがあるものをいう。
「工場等内における有毒ガスの発生」とは，有毒ガスの発生源から有毒ガスが発生することをいう。

１４ 第５項第１号に規定する「工場等内における有毒ガスの発 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「工場等内生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検における有毒ガス発生を検出した場合に原子炉制御室において自出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための動的に警報するための装置の設置」について記載がある。
装置の設置」については「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記－９）」によること。

二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備，気体状の放射性物質及び原子炉制御
室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備

二
原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽その他の適切な放射線防護措置，気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置【解釈】
１５ 第５項第２号に規定する「換気設備の隔離」とは，原子炉 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備
制御室外の火災により発生した燃焼ガスを原子炉制御室換気の隔離その他の適切な防護措置」について記載がある。
設備によって取り入れないように外気との連絡口を遮断することをいい，「換気設備」とは，隔離時の酸欠防止を考慮して外気取入れ等の再開が可能であるものをいう。

６６ 原子炉制御室には，酸素濃度計を施設しなければならない。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「原子炉制【解釈】
御室に施設する酸素濃度計」について記載がある。
１６ 第６項に規定する「酸素濃度計」は，設計基準事故時において，外気から原子炉制御室への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

9-別 2-58

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設置許可基準規則（放射性廃棄物の処理施設）
第二十七条 工場等には，次に掲げるところにより，通常運転時において放射性廃棄物（実用炉規則第二条第二項第二号に規定する放射性廃棄物をいう。以下同じ。
）を処理する施設（安全施設に係るものに限る。以下この条において同じ。
）を設けなければならない。
周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度を十分に低減できるよう，発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有するものとすること。
【解釈】
１ 第１号に規定する「放射性物質の濃度を十分に低減できる」とは，気体廃棄物処理施設にあっては，ろ過，貯留，減衰及び管理等により，液体廃棄物処理施設にあってはろ過，蒸発処理，イオン交換，貯留，減衰及び管理等によること。
２ 第１号に規定する「十分に低減できる」とは，As Low As
Reasonably Achievable(ALARA)の考え方の下，当該工場等として「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」（昭和５０年５月１３日原子力安全委員会決定）において定める線量目標値（５０マイクロシーベルト／年）が達成できるものであること。
３ 上記２の線量目標値の評価に当たっては，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日原子力安全委員会決定）等において定めるところによること。

技術基準規則（廃棄物処理設備等）
第三十九条 工場等には，次に定めるところにより放射性廃棄物を処理する設備（排気筒を含み，次条及び第四十三条に規定するものを除く。）を施設しなければならない。

○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「放射性廃棄物（実用炉規則第二条第二項第二号に規定する放射性廃棄物をいう。以下同じ。）を処理する施設（安全施設に係るものに限る。」，技術基準規則は「放射性廃棄物を処理する設備（排気筒を含み，次条及び第四十三条に規定するものを除く。
）」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物処理設備と他の廃棄物処理設備を区別して施設すること」について記載がある。

一周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度が，それぞれ原子力規制委員会の定める濃度限度以下になるように発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有するものであること。

二

放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する設備と区別して施設すること。ただし，放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導く場合において，流体状の放射性廃棄物が放射性廃棄物以外の廃棄物を取り扱う設備に逆流するおそれがない場合は，この限りでない。
【解釈】
１ 第１項第２号に規定する「流体状の放射性廃棄物」とは，液体状の放射性廃棄物及び液体にスラッジ等の固体が混入している状態のものをいう（以下，本解釈において同じ。）。
２ 第１項第２号に規定する「流体状の放射性廃棄物を処理する設備」とは，流体状の放射性廃棄物に係る廃棄設備のうち，流体状の放射性廃棄物を処理する樹脂塔，熱交換器，濃縮器，ポンプ，タンク（処理の過程で一時的に貯蔵するもの），弁等の機器をいい，貯蔵する設備（長期間貯蔵するタンク等）以外の設備をいう。なお，廃棄物処理設備に該当す
るタンク類としては，機器ドレンタンク，床ドレンタンクが
含まれる。

三

放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，かつ，放射性廃棄物に ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「著しい腐含まれる化学薬品の影響その他の負荷により著しく腐食しないも食の防止」について記載がある。
のであること。
【解釈】
３ 第１項第３号に規定する「その他の負荷」とは，不純物の影 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「その他の響をいう。（技術基準規則第４０条第１項第３号も同じ。）
負荷の定義」について記載がある。

四

気体状の放射性廃棄物を処理する設備は，第四十三条第三号の規 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「気体状の定に準ずるほか，排気筒の出口以外の箇所において気体状の放射性放射性廃棄物の排出箇所制限」について記載がある。
廃棄物を排出しないこと。

一

液体状の放射性廃棄物の処理に係るものにあっては，放射性物質を処理する施設から液体状の放射性廃棄物が漏えいすることを防止し，及び工場等外へ液体状の放射性廃棄物が漏
えいすることを防止できるものとすること。
【解釈】
４ 第２号に規定する「液体状の放射性廃棄物」とは，液体状の放射性廃棄物及び液体にスラッジ等の固体が混入している状態のものをいう（以下本規程において同じ。
）。
５ 第２号に規定する「液体状の放射性廃棄物の処理に係るもの」とは，発電用原子炉施設の運転に伴い発生する液体状の放射性廃棄物を分離・収集し，廃液の性状により，適切なろ過，蒸発処理，イオン交換，貯留，減衰及び管理等を行う施設及び処理施設を収納する建屋又は区域をいう。
６ 第２号に規定する「液体状の放射性廃棄物が漏えいすることを防止し，及び工場等の外へ液体状の放射性廃棄物が漏えいすることを防止できるもの」については，「放射性液体廃棄物処理施設の安全審査に当たり考慮すべき事項ないしは基本的な考え方」（昭和５６年９月２８日原子力安全委員会決定）において定めるところによる。

備考

二9-別 2-59

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設置許可基準規則
固体状の放射性廃棄物の処理に係るものにあっては，放射性廃棄物を処理する過程において放射性物質が散逸し難いものとすること。
【解釈】
７ 第３号に規定する「処理する過程」には，廃棄物の破砕，圧縮，焼却及び固化等の処理過程が含まれる。

技術基準規則備考

三

流体状の放射性廃棄物及び原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物運搬容器の衝撃及び負荷への耐性並びに容易な破損防止」について記設されたものから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物を工場等内において運搬するための容器は，取扱中における衝撃その他載がある。
の負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。ただし， ○設置許可基準規則での「散逸し難い」は，技術基準規則では「取扱管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでな中における衝撃その他の負荷に耐え，かつ，容易に破損しない」と同義である。
い。
【解釈】
４ 第１項第５号で対象とする｢流体状の放射性廃棄物｣は，内包する流体の放射性物質の濃度が37mBq/cm （流体が液体の場合にあっては，37kBq/cm ）以上のもの(クラス３相当)をいう。
５ 第１項第５号に規定する「原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物」とは，炉内構造物取替工事により発生するシュラウド
等，高線量（除染等により線量低減ができるものは除く）の
主要な固体状放射性廃棄物をいう。なお，「高線量の主要な
固体放射性廃棄物」とは，構内輸送する固体放射性廃棄物の放射能量が科技庁告示第５号第３条第１号に規定するＡ１値又はＡ２値（２種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の放射能の量のそれぞれその放射性物質についてのＡ１値又はＡ２値に対する割合の和が１）を超えるものをいう。
６ 第１項第５号に規定する「取扱中における衝撃その他の負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること」とは，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則第８８条第１項第３号ロに規定されている「容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，破損等が生じるおそれがないもの」であること。また，流体状の放射性廃棄物を運搬する容器は，技術基準規則第１７条のクラス３容器の規定を満足すること。
主要な固体状放射性廃棄物を運搬する容器については，同規則第４０条第１項第２号及び第３号の規定を満足すること。
五六

前号の容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物運を防止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メート
搬容器の遮蔽」について記載がある。
ルの距離における線量当量率が原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないよう，遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

２

流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される放射性廃棄物処理施設（流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれがある部分に限る。以下この項において同じ。）は，次に定めるところにより施設しなければならない。
【解釈】○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物処理施設内部の流体状放射性廃棄物漏えい防止構造」について記載がある。

9-別 2-60

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設置許可基準規則

技術基準規則７

備考

第２項に規定する「流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される放射性廃棄物処理施設」とは，流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される建屋全部をいう（技術基
準規則第４０条において同じ）。また，「漏えいが拡大する
おそれがある部分に限る」とは，流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置される施設内であっても，流体状の放射性物質が流入するおそれがない場所であって流体状の放射性廃棄物を処理する設備が設置されていない場所（例えば廃棄設
備の制御室，換気空調室，電気室等）及び二重管構造等により流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造となっている場
所を適用除外にすることができる。

一

放射性廃棄物処理施設内部の床面及び壁面は，流体状の放射性廃 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物が漏えいし難い構造であること。
棄物処理施設内部における床面構及び壁面の構造」について記載が【解釈】ある。
８ 第２項第１号に規定する「漏えいし難い構造」とは，適切な高さまでの壁面，床面全部及び両者の接合部には耐水性を有する塗料が塗布されていること，並びに漏えい防止措置の必要な床面及び壁面の貫通部にはラバーブーツ又はモルタル等の充填が施されていること等，堰の機能を失わせないよう
適切な耐漏えい措置が施された構造とすること（技術基準規則第４０条において同じ。）

二放射性廃棄物処理施設内部の床面は，床面の傾斜又は床面に設け ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃られた溝の傾斜により流体状の放射性廃棄物が排液受け口に導か
棄物処理施設内部の床面構造及び漏えい防止堰」について記載があれる構造であり，かつ，流体状の放射性廃棄物（気体状のものを除る。
く。以下同じ。）を処理する設備の周辺部には，流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するための堰が施設されていること。
【解釈】
９ 第２項第２号に規定する「漏えいの拡大を防止するための堰」とは，ポンプのシールがリークした時，機器のメインテ
ナンス時又は除染時等に飛散する液体状の放射性廃棄物が広範囲に拡大することを防止するために設けるものをいい，排水溝，床面段差等堰と同様の効果を有するものを含む。

三

放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又はその周辺部には，流 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃体状の放射性廃棄物が放射性廃棄物処理施設外へ漏えいすること
棄物処理施設外への漏えい防止堰」について記載がある。
を防止するための堰が施設されていること。ただし，放射性廃棄物処理施設内部の床面が隣接する発電用原子炉施設の床面又は地表面より低い場合であって，放射性廃棄物処理施設外へ漏えいするおそれがない場合は，この限りでない。
【解釈】
１０ 第２項第３号に規定する「施設外へ漏えいすることを防止するための堰」とは，処理する設備に係わる配管について，長さが当該設備に接続される配管の内径の１／２，幅がその配管の肉厚の１／２の大きさの開口を当該設備と当該配管との接9-別 2-61

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

合部近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止するため，当該貯蔵設備の周辺近傍に設けること。この場合の仮定は堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備に１ヶ所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止めることができるまでの時間とし，床ドレンファンネルの排出能力は考慮できるものとする。ただし，床ドレンファンネルの排出機能を期待する場合は，その機能が確実なものでなければならない。
四

工場等外に排水を排出する排水路（湧水に係るものであって放射 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がないも棄物処理施設内部床面の排水路上への施設制限」について記載があの並びに排水監視設備及び放射性物質を含む排水を安全に処理する。
る設備を施設するものを除く。）上に放射性廃棄物処理施設内部の床面がないよう，施設すること。
【解釈】
１１ 第２項第４号に規定する「湧水に係るものであって放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がないものを除く。」とは，自然発生的に地下から大量に湧き出し，この排出を止めることが技術的に不可能な湧水に係る排水路
は，放射性物質により汚染するおそれがある管理区域に開口部がない場合には本号を適用除外することができる。

３

第一項第五号の流体状の放射性廃棄物を運搬するための容器は， ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物運第二項第三号に準じて流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防搬容器の流体状放射性廃棄物漏えい拡大防止」について記載があ止するように施設しなければならない。ただし，管理区域内においる。
てのみ使用されるもの及び漏えいするおそれがない構造のものは，
この限りでない。
【解釈】
１２ 第３項における「漏えいの拡大を防止するように施設しなければならない」とは，第２項第３号に準じて運搬容器の周辺に堰，受皿（トレイ），吸収材を設置すること。「漏えいする
おそれのない構造」とは，胴の二重容器構造やフランジ部の二重Ｏリング構造とすることを含む。

（放射性物質による汚染の防止）
第四十一条
３ 放射性物質により汚染されるおそれがある管理区域内に開口部 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「排水路にがある排水路であって，工場等外に排水を排出するものには，排水おける排水監視設備及び排水処理設備」について記載がある。
監視設備及び放射性物質を含む排水を安全に処理する設備を施設しなければならない。
【解釈】
２ 第３項に規定する「排水監視設備」とは，排水中の放射性物
質の濃度を測定することができる設備をいい，排出する排水が間欠的であるものはサンプリング分析等により，また連続的で

9-別 2-62

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

あるものは連続モニタ等により排水中の放射性物質濃度が測定可能な設備であること。
３ 第３項に規定する「安全に処理する設備」とは，排水中の放射性物質の濃度に異常を検出した場合には，適切な処理により排水中の放射性物質の濃度を低下させ，周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が「核原料物質又は核燃
料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」第８条に定める濃度限度を超えないようにできる設備であること。（技術基準規則第３９条第２項及び第４０条第３項において同じ。）
ここで，「適切な処理」とは，排水中の放射性物質の濃度を測定し，放射性物質の濃度の異常を検出した場合には，当該排水の排出をすみやかに停止することができ，ろ過，蒸発，イオ
ン交換樹脂法等による吸着，放射能の時間による減衰，多量の水による希釈等の方法により排出中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。
（換気設備）
第四十三条 発電用原子炉施設内の放射性物質により汚染された空 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「汚染空気
気による放射線障害を防止する必要がある場所には，次に定めるとによる放射線障害を防止するために施設する換気設備」について記
ころにより換気設備を施設しなければならない。
載がある。
一

放射線障害を防止するために必要な換気能力を有するものであること。

二放射性物質により汚染された空気が漏えい及び逆流し難い構造 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備であること。
における汚染空気の漏えい及び逆流防止構造」について記載があ【解釈】る。
１ 第２号に規定する「漏えいし難い構造」とは，ダクトであって内包する流体の放射線物質の濃度が３７ｍＢｑ／ｃｍ３以上のもの（クラス４管）は，第１７条に基づく構造とするとともに第２１条の耐圧試験により漏えいし難い構造であることが確認されていることをいう。また，「逆流し難い構造」とは，ファン，逆流防止用ダンパー等を設けることをいう。

三排出する空気を浄化する装置を設ける場合にあっては，ろ過装置 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備の放射性物質による汚染の除去又はろ過装置の取替えが容易な構に設ける空気浄化装置の構造」について記載がある。
造であること。
【解釈】
２ 第３号に規定する「ろ過装置」とは，気体状の放射性よう素を除去するよう素（チャコール又は同等品）フィルター及び放射性微粒子を除去する微粒子（高性能粒子又は同等品）フィル
ターを用いることをいう。
３ 第３号に規定する「ろ過装置の取替えが容易な構造であること」とは，換気設備がろ過装置交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，ろ過装置の取替えが容易○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備に必要な換気能力」について記載がある。

9-別 2-63

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

な構造であることをいう。
（一次冷却材処理装置）
第二十九条 放射性物質を含む一次冷却材（第三十三条第四号の装置 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「一次冷却から排出される放射性物質を含む流体を含む。）を通常運転時にお材排出時の処理装置」について記載がある。
いて一次冷却系統外に排出する場合は，これを安全に処理する装置
を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第２９条に規定する「安全に処理する装置」とは，放射性物質を含む一次冷却材を通常運転時において一次冷却系統外に排出する場合に，これを最終的に放射性廃棄物処理設備に適切に導く施設であること。
（計測装置）
第三十四条 発電用原子炉施設には，次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。ただし，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施設することをもって，これに代えることができる。
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（警報装置等）第四十七条 発電用原子炉施設には，その機械又は器具の機能の喪
失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合，第三十四条第一項第九号の放射性物
質の濃度又は同条同項第十二号及び第十三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を処理し，又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発生した場合において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。
【解釈】
１ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表示ランプ点灯だ
けでなく同時にブザー鳴動等を行うこと。
２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合に対しては，少なくとも以下のものが施設されていること。
第４７条
その機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合

ＢＷＲ
原子炉水位低又は高原子炉圧力高中性子束高原子炉建屋放射能高

ＰＷＲ
加圧器水位低又は高原子炉圧力高中性子束高原子炉格納容器内放射能高

主蒸気管放射能

復水器排気放射○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「排気中の放射性物質濃度計測装置」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「排水中の放射性物質濃度計測装置」について記載がある。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合」について記載がある。ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十一条において整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性物質濃度又は線量当量率が著しく上昇した場合」について記載がある。ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十条及び第三十一条にて整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物の処理設備及び貯蔵設備から流体状放射性廃棄物が著しく漏
えいするおそれが発生した場合」について記載がある。 ただし，該当部分は，設置許可基準規則第二十八条にて整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報する装置」の定義について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報すべきそれぞれの場合」について記載がある。

9-別 2-64

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則第３４条第１項第９号の放射性物質の濃度又は同条同項第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場合
流体状の放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備か
ら流体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが発生した場合第３４条第１項第１４号の水温が著しく上昇した場合
若しくは水位が著しく下降
した場合
３

３

備考

高

能高

排気筒放射能高

排気筒放射能高エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高

エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な警報装置」について記載がある。

機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位

使用済燃料貯蔵プール水温高

使用済燃料貯蔵ピット水温高

使用済燃料貯蔵プール水位低

使用済燃料貯蔵ピット水位低第１項に規定する「放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれ○ 設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性が生じた場合にこれらを確実に検出して」とは，床への漏えい
廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じた場合の検出」について又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。）を早期に検記載がある。
出するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出すること。

発電用原子炉施設には，発電用原子炉並びに一次冷却系統及び放○ 設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物
射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備に係る主要な機械又は器具
処理設備及び貯蔵設備に係る機械又は器具の動作状態表示装置」の動作状態を表示する装置を施設しなければならない。
について記載がある。
【解釈】
４ 第３項における表示すべき動作状態の種類は，ポンプの運転・停止状態，弁の開・閉状態等を，表示方法としては表示ラ
ンプの点灯をいう。

9-別 2-65

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（放射性廃棄物の貯蔵施設）
第二十八条 工場等には，次に掲げるところにより，発電用原子炉
施設において発生する放射性廃棄物を貯蔵する施設（安全施設に係るものに限る。
）を設けなければならない。
【解釈】
１ 第２８条に規定する「発電用原子炉施設において発生する
放射性廃棄物を貯蔵する」とは，将来的に発電用原子炉施設から発生する放射性固体廃棄物の発生量及び搬出量を考慮して放射性固体廃棄物を貯蔵及び管理できることをいう。

（廃棄物貯蔵設備等）
第四十条 放射性廃棄物を貯蔵する設備は，次に定めるところにより施設しなければならない。

一

二

二

放射性廃棄物が漏えいし難いものとすること。

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備を設けるものにあっては，放射性廃棄物による汚染が広がらないものとすること。

一

通常運転時に発生する放射性廃棄物を貯蔵する容量があること。
【解釈】
１ 第１項第１号に規定する「貯蔵する容量」とは，発生量と処理能力，設備の稼働率を想定したものであること。

○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「放射性廃棄物を貯蔵する施設（安全施設に係るものに限る。）」，技術基準規則は「放射性廃棄物を貯蔵する設備」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

放射性廃棄物が漏えいし難い構造であること。

三

崩壊熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響その他の負荷により著しく腐
食しないこと。

２

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設置される発電用原子炉施設は，放射性廃棄物による汚染が広がらないように施設しなければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「汚染が広がらないように施設」とは，ドラム缶に詰める等汚染拡大防止措置を講じること。

３

備考

前条第二項の規定は，流体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設置される放射性廃棄物処理施設について準用する。この場合において，「流体状の放射性廃棄物を処理する設備」とあるのは「流体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備」と読み替えるものとする。
【解釈】
３ 第３項に規定する「流体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備」とは，貯蔵タンク等で，内包する放射性廃棄物の濃度が３７Ｂｑ／ｃｍ３を超える設備をいう。ただし，当該設備に係る床ドレンサンプの容量が貯蔵容量を超える設備は適用除外とすることができる。
また，第３項は第３９条第２項の解釈８，９，１１を準用するものとし，この場合「処理する」を「貯蔵する」と読み替えるものとする。
４ 堰の設置に関しては，漏えいの拡大を防止するための堰として，貯蔵する設備について，長さが当該設備に接続される配管の内径の１／２，幅がその配管の肉厚の１／２の大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したと
き，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止するため，当該貯蔵設備の周辺に近傍に設けるものをいう。この場合の仮定は，堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備１ヶ所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止めるこ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物貯
蔵設備の熱及び腐食への耐性」について記載がある。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「汚染拡大防止の具体的対策」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物貯蔵設備からの漏えいの防止，漏えい拡大防止及び施設外への漏えいの防止に関する準用」について記載がある。

9-別 2-66

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考とができるまでの時間とし，床ドレンファンネルの排出能力は考慮できるものとする。ただし，床ドレンファンネルの排出機能を期待する場合は，その機能が確実なものでなければならない。
また，施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，漏えいの拡大を防止するための堰の想定に加え，開口を仮定す
る貯蔵設備が設置されている区画内の床ドレンファンネルが排出機能を喪失したとしても，流体状の放射性廃棄物の施設
外への漏えいを防止できる能力をもつものとする。

（警報装置等）第四十七条 発電用原子炉施設には，その機械又は器具の機能の喪
失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合，第三十四条第一項第九号の放射性物
質の濃度又は同条同項第十二号及び第十三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を処理し，又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発生した場合において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。
【解釈】
１ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表示ランプ点灯だ
けでなく同時にブザー鳴動等を行うこと。
２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合に対しては，少なくとも以下のものが施設されていること。

第４７条
その機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用
原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合ＢＷＲ
原子炉水位低又は
高
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

ＰＷＲ
加圧器水位低又は
高
原子炉圧力高中性子束高原子炉格納容器内
放射能高復水器排気放射能高第３４条第１項第９号の放射性物質の濃度又は同条同項第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場
合排気筒放射能高

排気筒放射能高エリア放射線モニ
タ放射能高エリア放射線モニ
タ放射能高

周辺監視区域放射能高

周辺監視区域放射能高○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合」について記載がある。ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十一条において整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性物質濃度又は線量当量率が著しく上昇した場合」について記載がある。ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十条及び第三十一条にて整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物の処理設備及び貯蔵設備から流体状放射性廃棄物が著しく漏
えいするおそれが発生した場合」について記載がある。 ただし，該当部分は，設置許可基準規則第二十七条にて整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報する装置の定義」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報すべきそれぞれの場合」について記載がある。

9-別 2-67

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

流体状の放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備から流体状の放射性廃棄物が著しく漏
えいするおそれが発生した場合

機器ドレン，床ド
レンの容器又はサンプの水位

機器ドレン，床ド
レンの容器又はサンプの水位

第３４条第１項第１４号の水温が著しく上昇
した場合若しくは水位が著しく下降した場合

使用済燃料貯蔵プール水温高

使用済燃料貯蔵ピ
ット水温高

使用済燃料貯蔵プール水位低

使用済燃料貯蔵ピ
ット水位低

３

３

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な警報装置」について記載がある。

第１項に規定する「放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれ○ 設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性が生じた場合にこれらを確実に検出して」とは，床への漏えい
廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じた場合の検出」について又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。
）を早期に検出記載がある。
するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出すること。

発電用原子炉施設には，発電用原子炉並びに一次冷却系統及び放○ 設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「廃棄物
射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備に係る主要な機械又は器具
処理貯蔵設備に係る機械又は器具の動作状態表示装置」についての動作状態を表示する装置を施設しなければならない。
記載がある。
【解釈】
４ 第３項における表示すべき動作状態の種類は，ポンプの運転・停止状態，弁の開・閉状態等を，表示方法としては表示ラ
ンプの点灯をいう。

9-別 2-68

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（工場等周辺における直接ガンマ線等からの防護）（生体遮蔽等）第二十九条 設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉 第四十二条 設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉
施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による工場施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による工場
等周辺の空間線量率が十分に低減できるものでなければならない。
等周辺の空間線量率が原子力規制委員会の定める線量限度を十分【解釈】下回るように施設しなければならない。
１ 第２９条に規定する「十分に低減できる」とは，ALARA の考【解釈】
え方の下，｢発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般
１ 第１項においては，第２項で規定する従事者の放射線障害を公衆の線量評価について｣（平成元年３月２７日原子力安全委防止するために必要な生体遮蔽等を適切に施設すること及び ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「空間線量発電用原子炉施設と周辺監視区域境界までの距離とあいまっ
員会了承）を踏まえ，空気カーマで一年間当たり 50 マイクログ率低減のための生体遮蔽」について記載がある。
て，敷地周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減し，
レイ以下となるように施設を設計し管理することをいう。この周辺監視区域外における線量限度（年間１ｍＳｖ）に比べ十分ように設計及び管理されている場合においては線量を評価す
下回る水準とすること。ここで，「十分下回る水準」とは，｢発る必要はない。
電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評
価について（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承）｣に記
載の空気カーマで年間５０μＧｙ程度をいう。
２

工場等内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，次に定めるところにより生体遮蔽を施設しなけれ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射線障ばならない。
害防止のための生体遮蔽」について記載がある。

一

放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「生体遮蔽ること。
に求められる能力」について記載がある。
【解釈】
２ 第２項第１号に規定する「遮蔽能力を有する」とは，通常運転時の作業員の被ばく線量が適切な作業管理と相まって，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」第１条及び第５条を満足す
ることをいい，これを遮蔽計算により確認すること。なお，既に供用中の原子力発電施設にあっては，定期的な線量率の測定，従事者の被ばく線量の確認により上記告示を満足していることを確認すること。

二

開口部又は配管その他の貫通部があるものにあっては，必要に応 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「開口部又じて放射線漏えい防止措置が講じられていること。
は配管その他の貫通部への放射線漏えい防止措置」について記載が【解釈】ある。
３ 第２項第２号に規定する「放射線漏えい防止措置」としては，次の措置によること。
（１）開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所等）への開口部設置（２）貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充 等）（３）線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置
４

第４２条に規定する｢生体遮蔽｣及び遮蔽設計の具体的仕様に関する規定（第２項第３号を除く。
）は，日本電気協会「原子9-別 2-69

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

力発電所放射線遮へい設計規程」(JEAC 4615-2008)の事故時の遮蔽設計に係る事項を除き，本文及び解説４－５に以下の条件を付したものによること。
（１）４．１．２の適用に当たっては，「実効線量が１．３ｍＳｖ/３月間以下となる区域は管理区域外として設定できる。
」
を除き，また，「設定にあたっては，管理区域の外側で作業する者」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準
線量率の設定に当たっては，その区域で作業する者」と，「超える区域」を「超えるおそれがある区域」と，「運転開始後の放射線管理の運用に支障のないよう」を「従事者の実効線量限度である年間５０ｍＳｖ及び５年間で１００
ｍＳｖを超えないように，」と読み替えるものとする。
（２）解説４－５の適用に当たっては，［ＢＷＲ］(1)の「目的がある」を「ものとする」と，［ＢＷＲ］(2)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＢＷＲ］(3)の「２次遮へいの外側区域の」を「２次遮蔽は，その外側の区域における」と，「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「減衰させる」を「減衰させるものとする」と，［ＢＷＲ］(4)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＢＷＲ］(5)の「管理区域外の遮へい設計基
準線量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事
故対策操作を行う従事者が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計
基準線量率以下となるように設計するものとする」と，［Ｐ
ＷＲ］(1)の「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(2)の「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(3)の「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(4)の「補助建屋内」を「補助遮蔽」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(5)の「管理区域外の遮へい設計基準線
量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準
線量率以下となるように設計するものとする」と読み替えるものとする。
（「日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程(JEAC4615-2008)」に関する技術評価書」（平成２３年３月
原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
三

自重，附加荷重及び熱応力に耐えるものであること。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「生体遮蔽に求められる能力」について記載がある。

9-別 2-70

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（放射線からの放射線業務従事者の防護）（生体遮蔽等）第三十条 設計基準対象施設は，外部放射線による放射線障害を防止 第四十二条
する必要がある場合には，次に掲げるものでなければならない。
２ 工場等内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，次に定めるところにより生体遮蔽を施設しなけれ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射線量ばならない。
を低減させる生体遮蔽」について記載がある。
一 放射線業務従事者（実用炉規則第二条第二項第七号に規定する放射線業務従事者をいう。以下同じ。
）が業務に従事する場所における 一 放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであること。
放射線量を低減できるものとすること。
【解釈】
【解釈】
２ 第２項第１号に規定する「遮蔽能力を有する」とは，通常運 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「生体遮蔽１ 第１項第１号に規定する「放射線量を低減できる」とは，ALARA
転時の作業員の被ばく線量が適切な作業管理と相まって，「核に求められる能力」について記載がある。
の考え方の下，放射線業務従事者の作業性等を考慮して，遮蔽，原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定
機器の配置，遠隔操作，放射性物質の漏えい防止及び換気等，所に基づく線量限度等を定める告示」第１条及び第５条を満足す
要の放射線防護上の措置を講じた設計をいう。
ることをいい，これを遮蔽計算により確認すること。なお，既に供用中の原子力発電施設にあっては，定期的な線量率の測定，従事者の被ばく線量の確認により上記告示を満足していることを確認すること。
二

開口部又は配管その他の貫通部があるものにあっては，必要に応 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「開口部又じて放射線漏えい防止措置が講じられていること。
は配管その他の貫通部への放射線漏えい防止措置」について記載が【解釈】ある。
３ 第２項第２号に規定する「放射線漏えい防止措置」としては，次の措置によること。
（１）開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所等）への開口部設置（２）貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充 等）（３）線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置
４

第４２条に規定する｢生体遮蔽｣及び遮蔽設計の具体的仕様に関する規定（第２項第３号を除く。
）は，日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程」(JEAC 4615-2008)の事故時の遮蔽設計に係る事項を除き，本文及び解説４－５に以下の条件を付したものによること。
（１）４．１．２の適用に当たっては，「実効線量が１．３ｍＳｖ/３月間以下となる区域は管理区域外として設定できる。
」
を除き，また，「設定にあたっては，管理区域の外側で作業する者」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準
線量率の設定に当たっては，その区域で作業する者」と，「超える区域」を超えるおそれがある区域」と，「運転開始後の放射線管理の運用に支障のないよう」を「従事者の実
効線量限度である年間５０ｍＳｖ及び５年間で１００ｍ
Ｓｖを超えないように，」と読み替えるものとする。
（２）解説４－５の適用に当たっては，［ＢＷＲ］(1)の「目的がある」を「ものとする」と，［ＢＷＲ］(2)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとす9-別 2-71

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

る」と，［ＢＷＲ］(3)の「２次遮へいの外側区域の」を「２次遮蔽は，その外側の区域における」と，「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「減衰させる」を「減衰させるものとする」と，［ＢＷＲ］(4)の「外側区域の」を「外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＢＷＲ］(5)の「管理区域外の遮へい設計基
準線量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事
故対策操作を行う従事者が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計
基準線量率以下となるように設計するものとする」と，［Ｐ
ＷＲ］(1)の「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(2)の「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(3)の「管理区域外の」を「管理区域の外側の区域における」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(4)の「補助建屋内」を「補助遮蔽」と，「ものである」を「ものとする」と，［ＰＷＲ］(5)の「管理区域外の遮へい設計基準線
量率以下，及び事故時においても，制御室に留まり事故対策操作を行う従事者が過度の被ばくを受けないように設計する」を「管理区域の外側の区域における遮蔽設計基準
線量率以下となるように設計するものとする」と読み替えるものとする。
（「日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程(JEAC4615-2008)」に関する技術評価書」（平成２３年３月
原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））
三

自重，附加荷重及び熱応力に耐えるものであること。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「生体遮蔽に求められる能力」について記載がある。

（放射性物質による汚染の防止）
第四十一条 発電用原子炉施設のうち，人が頻繁に出入りする建物の ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原内部の壁，床その他の放射性物質により汚染されるおそれがある部
子炉施設の汚染除去の容易性」について記載がある。
分であって，人が触れるおそれがある部分の表面は，放射性物質による汚染を除去し易いものでなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「放射性物質により汚染されるおそれがある部分であって，人が触れるおそれがある部分」とは，管理区
域内で人が頻繁に出入りする場所の床面，壁面（人が触れるおそれがある高さまで），手摺，梯子をいう。また「表面は，放射性物質による汚染を除去し易いもの」とは，当該表面が平滑に施工されていること。
２

発電用原子炉施設には，人が触れるおそれがある物の放射性物質 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原による汚染を除去する設備を施設しなければならない。
子炉施設の汚染除去設備」について記載がある。

（換気設備）

9-別 2-72

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

第四十三条 発電用原子炉施設内の放射性物質により汚染された空 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「汚染空気
気による放射線障害を防止する必要がある場所には，次に定めるとによる放射線障害を防止するために施設する換気設備」について記
ころにより換気設備を施設しなければならない。
載がある。
一

放射線障害を防止するために必要な換気能力を有するものであ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備ること。
に必要な換気能力」について記載がある。

二放射性物質により汚染された空気が漏えい及び逆流し難い構造 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備であること。
における汚染空気の漏えい及び逆流防止構造」について記載があ【解釈】る。
１ 第２号に規定する「漏えいし難い構造」とは，ダクトであって内包する流体の放射線物質の濃度が３７ｍＢｑ／ｃｍ３以上のもの（クラス４管）は，第１７条に基づく構造とするとともに第２１条の耐圧試験により漏えいし難い構造であることが確認されていることをいう。また，「逆流し難い構造」とは，ファン，逆流防止用ダンパー等を設けることをいう。

四

吸気口は，放射性物質により汚染された空気を吸入し難いように ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「換気設備
施設すること。
吸気口の汚染空気吸入防止」について記載がある。
【解釈】
４ 第４号に規定する「汚染された空気を吸入し難い」は，排気筒から十分に離れた位置に設置することをいう。
○設置許可基準規則で「運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時における操作性」について記載がある。

二

放射線業務従事者が運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事
故時において，迅速な対応をするために必要な操作ができるものと
すること。

２

工場等には，放射線から放射線業務従事者を防護するため，放射線管理施設を設けなければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「放射線管理施設」とは，放射線被ばくを監視及び管理するため，放射線業務従事者の出入管理，汚染管
理及び除染等を行う施設をいう。

３

放射線管理施設には，放射線管理に必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施（警報装置等）設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
第四十七条 発電用原子炉施設には，その機械又は器具の機能の喪 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原【解釈】
３ 第３項に規定する「必要な情報を原子炉制御室その他当該情失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合」について報を伝達する必要がある場所に表示できる」とは，原子炉制御
及ぼすおそれが発生した場合，第三十四条第一項第九号の放射性物記載がある。ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十一条に室において放射線管理に必要なエリア放射線モニタによる空質の濃度又は同条同項第十二号及び第十三号の線量当量率が著し
おいて整理を行う。
間線量率を，また，伝達する必要がある場所において管理区域く上昇した場合又は流体状の放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「周辺監視における空間線量率及び空気中の放射性物質の濃度及び床面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発生
区域隣接地域における線量当量率が著しく上昇した場合」について
等の放射性物質の表面密度をそれぞれ表示できることをいう。
した場合においてこれらを確実に検出して自動的に警報する装置
記載がある。 ただし，該当部分は，設置許可基準規則第三十一条
を施設しなければならない。
にて整理を行う。

○設置許可基準規則で「放射線管理施設」について記載がある。

9-別 2-73

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考【解釈】○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃１ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表示ランプ点灯だ
棄物の処理設備又は貯蔵設備から流体状放射性廃棄物が著しく漏けでなく同時にブザー鳴動等を行うこと。
えいするおそれが発生した場合」について記載がある。 ただし，
２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合に対しては，少な
該当部分は，設置許可基準規則第二十七条及び第二十八条にて整理
くとも以下のものが施設されていること。
を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報する
第４７条
ＢＷＲ
ＰＷＲ
装置の定義」について記載がある。
原子炉水位低又
加圧器水位低又○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報すべは高は高その機械又は器具の機能
きそれぞれの場合」について記載がある。
原子炉圧力高原子炉圧力高の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及
ぼすおそれが発生した場
合

中性子束高
原子炉建屋放射能高
主蒸気管放射能高

中性子束高
原子炉格納容器
内放射能高復水器排気放射能高第３４条第１項第９号の放射性物質の濃度又は同条同項第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場合

排気筒放射能高

排気筒放射能高エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高

エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位

使用済燃料貯蔵プール水温高

使用済燃料貯蔵ピット水温高

使用済燃料貯蔵プール水位低

使用済燃料ピット貯蔵水位低流体状の放射性廃棄物を処理し，又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
おそれが発生した場合
第３４条第１項第１４号の水温が著しく上昇した
場合若しくは水位が著しく下降した場合
３○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な警報装置」について記載がある。

第１項に規定する「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」とは，床への漏えい
又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。
）を早期に検出するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出すること。

（計測装置）
第三十四条 発電用原子炉施設には，次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。ただし，直接計測することが困難な場 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「直接計測困難時の代替手段」について記載がある。
合は，当該事項を間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。
【解釈】
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによる測定，演算（炉周期）が含まれる。第１項第１１号の計測の9-別 2-74

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。
」とは，排水路の出口又はこれに近接する
箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
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 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射線管理に必要な具体的な計測項目」について記載がある。
の濃度及び線量当量率【解釈】
２ 第１項第６号に規定する「可燃性ガスの濃度」とは，ＢＷＲ
においては，酸素・水素ガス濃度，ＰＷＲにおいては，水素ガス濃度をいう。

七

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性物質の濃度【解釈】３ 第１項第７号はＢＷＲに対して，第８号はＰＷＲに対して適
用される。

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実用炉規則第二条第二項第四号に規定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【解釈】４ 第１項第１１号に規定する「放射性物質により汚染するおそれがある管理区域」とは，管理区域を規定する以下の３要素のうち外部放射線に係る線量のみが「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に規定される基準を超える管理区域以外の管理区域をいい，３要素のうちＡ，Ｂ及びＣの組み合わせ，ＡとＢ若し
くはＡとＣの組み合わせ，ＢとＣの組み合わせ又はＢ若しくはＣのみで規定される管理区域のことをいう。この場合において，管理区域の３要素は以下による。
Ａ．その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する実効線量を超えるおそれがあるもの。

9-別 2-75

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

Ｂ．空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。）の濃度が別に告示する濃度を超えるおそれがあるもの。
Ｃ．放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるもの。
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（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）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
物質の濃度
【解釈】
５ 第１項第１３号に規定する装置のうち，恒設のモニタリング
設備については，非常用電源設備に接続するか，無停電電源装置などにより電源復旧までの期間の電気の供給を担保できる設計であること。また，必要な情報を原子炉制御室又は適切な場所に表示できる設計であること。さらに，そのデータ伝送系
は多様性を有する設計であること。
４

第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測結果することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故 の記録及び保管」について記載がある。ただし，該当部分は，設置許時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外 可基準規則第二十三条において整理を行う。
の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置については，運転員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認することをもって，これに代えることができる。
【解釈】
６ 第４項に規定する「計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存する」には，計測，計測結果の表示，記録及び保存を，複数の装置の組み合わせにより実現してもよい。
７ 第４項に規定する「設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置」とは，「発電用軽水型原子炉
施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）」に定める放射線計測系の分類１及び２の計測装置をいう。

9-別 2-76

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（監視設備）
第三十一条 発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設
及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
【解釈】
１ 設計基準において発電用原子炉施設の放射線監視を求めている。
２ 第３１条に規定する「放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し」とは，原子炉格納容器内雰囲気又は発電用原子炉施設の周辺監視区域周辺において，サンプリングや放射線モニタ等により放射性物質の濃度及び空間線量率を測定及び監視し，かつ，設計基準事故時に迅速な対策処理が行えるように放射線源，放出点，原子力発電所周辺及び予想される放射性物質の放出経路等の適切な場所を測定及び監視することをいう。
３ 第３１条において，通常運転時における環境放出気体・液体廃棄物の測定及び監視については，「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」（昭和５３年
９月２９日原子力委員会決定）において定めるところによる。
４ 第３１条において，設計基準事故時における測定及び監視については，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）において定めるところによる。
５ 第３１条において，モニタリングポストについては，非常用所内電源に接続しない場合，無停電電源等により電源復旧までの期間を担保できる設計であること。また，モニタリン
グポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

（計測装置）
第三十四条 発電用原子炉施設には，次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。ただし，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施設することをもって，これに代えることができる。
【解釈】
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによる測定，演算（炉周期）が含まれる。第１項第１１号の計測の場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。
」とは，排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
一 炉心における中性子束密度
二三

備考○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「間接的に測定する装置の施設」及び「具体的な計測装置」について記載がある。

炉周期
制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあっては，その
濃度

四
イ
ロ

一次冷却材に関する次の事項
放射性物質及び不純物の濃度
原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力，温度及び流量

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【解釈】
２ 第１項第６号に規定する「可燃性ガスの濃度」とは，ＢＷ
Ｒにおいては，酸素・水素ガス濃度，ＰＷＲにおいては，水
素ガス濃度をいう。

七

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性物質の濃度【解釈】３ 第１項第７号はＢＷＲに対して，第８号はＰＷＲに対して適用される。

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

9-別 2-77

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設置許可基準規則

技術基準規則十備考

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○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「管理区域十一 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実用炉規の定義」について記載がある。
則第二条第二項第四号に規定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【解釈】
１ 第３４条における計測する手段としてはサンプリングによる測定，演算（炉周期）が含まれる。第１項第１１号の計測の場合，「間接的に測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。」とは，排水路の出口又はこれに近接する箇所における放射性物質の濃度を直接測定することが技
術的に困難な場合，排水路の上流における濃度を測定することをいう。
４ 第１項第１１号に規定する「放射性物質により汚染するおそれがある管理区域」とは，管理区域を規定する以下の３要
素のうち外部放射線に係る線量のみが「核原料物質又は核燃
料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に規定される基準を超える管理区域以外の管理区域をいい，３要素のうちＡ，Ｂ及びＣの組み合わせ，
ＡとＢ若しくはＡとＣの組み合わせ，ＢとＣの組み合わせ又はＢ若しくはＣのみで規定される管理区域のことをいう。この場合において，管理区域の３要素は以下による。
Ａ．その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する実効線量を超えるおそれがあるもの。
Ｂ．空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。）の濃度が別に告示する濃度を超えるおそれがあるもの。
Ｃ．放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるもの。
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（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。
）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
物質の濃度
【解釈】
５ 第１項第１３号に規定する装置のうち，恒設のモニタリング
設備については，非常用電源設備に接続するか，無停電電源装置などにより電源復旧までの期間の電気の供給を担保できる設計であること。また，必要な情報を原子炉制御室又は適9-別 2-78

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

切な場所に表示できる設計であること。さらに，そのデータ伝送系は多様性を有する設計であること。
十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位
十五 敷地内における風向及び風速
３第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置（第一項第十二号に掲げる事項を計測する装置にあっては，燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備に属するものに限る。
）にあっては，外部電源が喪失した場合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「外部電源喪失時の計測」について記載がある。

４

第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存することができるものでなければならない。ただし，設計基準
事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置
以外の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置について
は，運転員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認することをもって，これに代えることができる。
【解釈】
６ 第４項に規定する「計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存する」には，計測，計測結
果の表示，記録及び保存を，複数の装置の組み合わせにより実現してもよい。
７ 第４項に規定する「設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置」とは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和５６年７月２３日原子力安全委員会決定）」に定める放射線計測系の分類１及び２の計測装置をいう。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「計測結果の記録及び保存」について記載がある。

（警報装置等）第四十七条 発電用原子炉施設には，その機械又は器具の機能の喪
失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合，第三十四条第一項第九号の放射性物質の濃度又は同条同項第十二号及び第十三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を処理し，又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発生した場合において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。
【解釈】
１ 第１項に規定する「警報する装置」とは，表示ランプ点灯
だけでなく同時にブザー鳴動等を行うこと。
２ 第１項における警報すべきそれぞれの場合に対しては，少○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原子炉の運転に支障を及ぼす要因」について記載がある。

○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性廃棄物の処理設備及び貯蔵設備から流体状放射性廃棄物が著しく漏
えいするおそれが発生した場合」について記載がある。 ただし，該当部分は，設置許可基準規則第二十七条及び第二十八条にて整理を行う。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報する装置の定義」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報すべ9-別 2-79

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

なくとも以下のものが施設されていること。
第４７条
その機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及
ぼすおそれが発生した場
合第３４条第１項第９号の放射性物質の濃度又は同条同項第１２号及び第１３号の線量当量率が著しく上昇した場合
流体状の放射性廃棄物を処理し，又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
おそれが発生した場合
第３４条第１項第１４号の水温が著しく上昇した
場合若しくは水位が著しく下降した場合
３

ＢＷＲ
原子炉水位低又は高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

ＰＷＲ
加圧器水位低又は高原子炉圧力高中性子束高原子炉格納容器
内放射能高復水器排気放射能高

排気筒放射能高

排気筒放射能高エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高

エリア放射線モ
ニタ放射能高周辺監視区域放射能高機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位

使用済燃料貯蔵プール水温高

使用済燃料貯蔵ピット水温高

使用済燃料貯蔵プール水位低

使用済燃料貯蔵ピット水位低きそれぞれの場合」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「具体的な警報装置」について記載がある。

第１項に規定する「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」とは，床への漏えい
又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。
）を早期に検出するよう，ポンプ及び弁からのシールリーク，タンクからのリーク等により，通常の運転状態から逸脱が生じた場合に，タンク又はサンプの水位の異常変化を検出すること。

9-別 2-80

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉格納施設）（原子炉格納施設）
第三十二条 原子炉格納容器は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施 第四十四条 発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射設が損壊し，又は故障した場合において漏えいする放射性物質が公
線障害を及ぼすおそれがないよう，次に定めるところにより原子炉
衆に放射線障害を及ぼさないようにするため，想定される最大の圧○設置許可基準規則で「地震力に十分に耐えること」について記載が格納施設を施設しなければならない。
力，最高の温度及び適切な地震力に十分に耐えることができ，かつ，適切に作動する隔離機能と併せて所定の漏えい率を超えることがある。
○設置許可基準規則で「隔離機能と併せて所定の漏えい率を超えないないものでなければならない。
一 原子炉格納容器にあっては，次に定めるところによること。
こと」について記載がある。
【解釈】
１ 第１項に規定する「想定される最大の圧力，最高の温度及びイ 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に適切な地震力」とは，原子炉格納容器の設計の妥当性について想定される最大の圧力及び最高の温度に耐えること。
判断するための想定事象をいい，原子炉格納容器の機能の確保【解釈】に障害となる圧力及び温度の上昇，動荷重の発生，可燃性ガス
１ 第１号イに規定する「想定される最大の圧力及び最高の温度の発生並びに放射性物質の濃度について評価した結果が，それに耐えること」とは，安全評価指針付録１の３．４に示す下記
ぞれの判断基準に対し最も厳しくなる事象をいう。具体的にの２項目の解析の条件により確認できる。
は，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」にａ）原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）
定めるところによる。
ｂ）動荷重の発生（ＢＷＲ）
２ 第１項について，具体的な評価は「ＢＷＲ．ＭＡＲＫⅡ型格
納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針」（昭和５６年７ロ 原子炉格納容器に開口部を設ける場合には気密性を確保する ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「格納容器こと。
開口部気密性の確保」について記載がある。
月２０日原子力安全委員会決定）等による。
ハ 原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想定される漏え ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「格納容器い量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件に応じて漏え
貫通箇所及び出入口の漏えい試験」について記載がある。
い試験ができること。
【解釈】
２ 第１号ハに規定する「漏えい試験ができる」とは，「漏えい率試験規程（JEAC 4203-2008）」の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC 4203）」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付した試験ができること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書」（平成２１年２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））２

原子炉格納容器バウンダリを構成する設備は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものでなければならない。

○設置許可基準規則で「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備の破壊じん性」について記載がある。

原子炉格納容器を貫通する配管には，隔離弁（安全施設に属する 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 ○主語の相違【結果：相違なし】
ものに限る。次項及び第五項において同じ。
）を設けなければならな（閉鎖隔離弁（ロック装置が付されているものに限る。
）又は自動隔設置許可基準規則は「隔離弁（安全施設に係るものに限る。」，技い。ただし，計測装置又は制御棒駆動装置に関連する配管であって， 離弁（隔離機能がない逆止め弁を除く。
）をいう。以下同じ。
）を設術基準規則は「隔離弁（閉鎖隔離弁」を対象としている。
当該配管を通じての漏えい量が十分許容される程度に抑制されてけること。
いるものについては，この限りでない。
【解釈】
３ 第２号に規定する「閉鎖隔離弁（ロック装置が付されている ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「ロック装ものに限る。
）」とはキーロックにて管理されている遠隔操作閉
４ 主要な配管（事故の収束に必要な系統の配管を除く。
）に設ける隔置付き閉鎖隔離弁」について記載がある
止弁及びチェーンロックにて管理されている手動弁も含む。
離弁は，設計基準事故時に隔離機能の確保が必要となる場合におい４ 第２号に規定する「自動隔離弁」とは，次のいずれかの設備て，自動的，かつ，確実に閉止される機能を有するものでなければ
をいう。
ならない。
３

9-別 2-81

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則【解釈】３ 第４項に規定する「隔離弁」とは，自動隔離弁（設計基準事
故時に十分な隔離機能を発揮するように配慮された逆止弁を含む。），通常時にロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。上記でいう「設計基準事故時に十分な隔離機能を発揮するように配慮された逆止弁」とは，原子炉格納容器壁を貫通する
配管に，原子炉格納容器内外いずれかの位置で破損が生じ，その逆止弁に対する逆圧が全て喪失した条件においても，必要な隔離機能が重力等によって維持されるように設計された逆止弁をいう。
４ 第４項に規定する「主要な配管」とは，隔離弁を設けなければならない配管系のうち，高温運転時に隔離弁が閉止されているように設計された配管を除き，通常運転状態のまま放置すれば原子炉格納容器からの許容されない漏えいの原因となるおそれがある配管をいう。
５ 第４項に規定する「自動的，かつ，確実に閉止される機能」とは，安全保護系からの原子炉格納容器隔離信号等により自動的に閉止され，かつ，隔離弁以外の隔離障壁とあいまって，単一故障の仮定に加え，外部電源が利用できない場合においても原子炉格納容器からの放射性物質の漏えいを低減し得ることをいう。
６ 第４項に規定する「事故の収束に必要な系統の配管を除く」とは，非常用炉心冷却系の配管等，その系統に期待される安全機能を阻害しないために，自動隔離信号によって閉止することを要しないことをいう。ただし，その場合であっても，それらの配管系により，原子炉格納容器の隔離機能が失われてはならない。
なお，自動的に閉止される隔離弁も事故後の必要な処置のため隔離解除が考慮されていなければならない。
５

発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより隔離弁を設けなければならない。

一原子炉格納容器に近接した箇所に設置するものとすること。

技術基準規則備考

・安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動による隔離弁・隔離機能を有する逆止弁（強制閉鎖装置が付設しているもの，
又は，逆止弁に対する逆圧が全て喪失した場合にあっても必要な隔離機能が重力等に維持される逆止弁）

イ 原子炉格納容器に取り付ける管であって原子炉格納容器を貫通するものには，当該貫通箇所の内側及び外側であって近接した箇所に一個の隔離弁を施設すること。
ロ イの規定にかかわらず，次に掲げるところにより隔離弁を施設することをもって，イの規定による隔離弁の設置に代えることができる。

二

原子炉格納容器内に開口部がある配管又は原子炉冷却材圧力バ
ウンダリに接続している配管のうち，原子炉格納容器の外側で閉じていないものにあっては，原子炉格納容器の内側及び外側にそれぞれ一個の隔離弁を設けるものとすること。ただし，その一方の側の設置箇所における配管の隔離弁の機能が，湿気その他隔離弁の機能（２） 貫通箇所の内側又は外側に隔離弁を設ける場合には，一方の側の設置箇所における管であって，湿気その他の隔離弁の機能に影響を与える環境条件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っては，貫通箇所の外側であって近接した箇所に二個の隔離弁を施設すること。

9-別 2-82

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

三四

技術基準規則備考に影響を与える環境条件によって著しく低下するおそれがあると認められるときは，貫通箇所の外側であって近接した箇所に二個の隔離弁を設けることをもって，これに代えることができる。
【解釈】
７ 第５項第２号に規定する「原子炉格納容器の外側で閉じていないもの」とは，設計基準事故時の配管系の状態を考慮し，隔離されない場合，原子炉格納容器内雰囲気から外部への放射性物質の許容されない放出の経路となるものをいう。

【解釈】
７ 第２号ロ（２）に規定する「湿気その他の隔離弁の機能に影 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「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条件」について記響を与える環境条件によりその隔離弁の機能が著しく低下す載がある。
るおそれがあると認められるもの」とは，湿気や水滴等により隔離弁の駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある管，
配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことにより隔離弁の機能が著しく低下するおそれがある管をいう。

原子炉格納容器を貫通し，貫通箇所の内側又は外側において閉じている配管にあっては，原子炉格納容器の外側に一個の隔離弁を設けるものとすること。ただし，当該格納容器の外側に隔離弁を設けることが困難である場合においては，原子炉格納容器の内側に一個の隔離弁を適切に設けることをもって，これに代えることができる。

（１） 一次冷却系統に係る発電用原子炉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発電用原子炉施 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「隔離弁の施設数を一個とする場合の条件」について記載がある。
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発電用原子炉施設の損壊その他の異常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っては，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。
【解釈】
５ 第２号ロ（１）に規定する「一次冷却系統に係る発電用原子炉施設内及び原子炉格納容器内に開口部がなく」とは，原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管をいう。この場合において，隔離弁は遠隔操作にて閉止可能な弁でもよい。
６ 第２号ロ（１）に規定する「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」は，以下の要件を満たすこと。
－ 原子炉冷却材喪失事故時においても原子炉格納容器内において水封が維持されること－ 原子炉格納容器外側で閉じた系を構成すること－ 格納容器外へ導かれた水の漏えいによる放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失事故の格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べて十分小さいこと

前二号の規定にかかわらず，配管に圧力開放板を適切に設けるときは，原子炉格納容器の内側又は外側に通常時において閉止された一個の隔離弁を設けることをもって，前二号の規定による隔離弁の設置に代えることができる。
【解釈】
８ 第５項第４号に規定する「圧力開放板」の設置は，別途設置される重大事故緩和設備の機能に影響を与えないことが示される
場合に限り設置できるものとし，その場合，格納容器設計圧力を下回る設定圧で圧力開放板を開放させてもよい。

（３） 前二号の規定にかかわらず，配管に圧力開放板を適切に設ける場合には，原子炉格納容器の内側又は外側に通常時において閉止された一個の隔離弁を設けること。
ハ イ及びロの規定にかかわらず，次の場合には隔離弁を設けることを要しない。
（１） 設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な系統の配管に ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「隔離弁を設けなくてよい場合の条件」について記載がある。
隔離弁を設けることにより安全性を損なうおそれがあり，かつ，
当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機能が失われない場合【解釈】
８ 第２号ハ（１）に規定する「配管」とは，第３２条で規定する非常用炉心冷却設備又は第４４条第３号，第４号（ただし，ＢＷＲの非常用ガス処理設備及びＰＷＲのアニュラス空気浄化設備を除く）及び第５号で規定する原子炉格納容器を貫通す

9-別 2-83

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

る配管，その他隔離弁を設けることにより安全性に支障を生じるおそれがある配管をいう。ただし，原則遠隔操作が可能であり，隔離機能を有する弁（事故時に容易に閉鎖可能であり，運転管理により確実に対応できることが確認されている場合は手動操作弁も含む）を設置すること。
（２） 計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する配管であって，当該配管を通じての漏えい量が十分許容される程度に抑制されているものの場合【解釈】
９ 第２号ハ（２）に規定する「配管を通じての漏えい量が十分 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「漏えい量許容される程度に抑制されているもの」とは，ＢＷＲの原子炉が十分抑制される配管の詳細」について記載がある。
圧力容器計装用及び格納容器計装用の配管，ＰＷＲの格納容器
圧力検出用の計測用配管，ＢＷＲの制御棒駆動水圧系配管のように安全上重要な計測系配管又は制御系配管であって，口径が小さい配管をいう。
ここで，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される一次格納容器を貫通する計測系配管について隔離弁を設けない場合には，オリフィス又は過流量防止逆止弁の設置等流出量抑制対策を講じること。
五

閉止後において駆動動力源が喪失した場合においても隔離機能が失われないものとすること。

ニ 隔離弁は，閉止後において駆動動力源が喪失した場合においても隔離機能が失われないこと。
ホ 隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「隔離弁のえる環境条件に応じて漏えい試験ができること。
漏えい試験」について記載がある。
【解釈】
１０ 第２号ホに規定する「漏えい試験ができる」とは，「漏えい率試験規程（JEAC 4203-2008）」の規定に「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC 4203）」の適用に当たって（別記－８）」の要件を付した試験ができること。
（「日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（JEAC4203-2008）に関する技術評価書」（平成２１年２月原子力安全・保安院，原子力安全基盤機構取りまとめ））６

発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設が 五 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容
損壊し，又は故障した際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉格納容器内におい ○設置許可基準規則の「健全性に支障が生ずる」の上昇により原子炉格納容器の健全性に支障が生ずることを防止，技術基準規則の「安するため，原子炉格納容器内において発生した熱を除去する設備て発生した熱を除去する設備（以下「格納容器熱除去設備」という。） 全性を損なう」は同義である。
（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
を次により施設すること。
○設置許可基準規則の「熱を除去する設備（安全施設に属するものに
【解釈】
【解釈】
限る。
）を設けなければならない。
」は，技術基準規則では「熱を除
９ 第６項に規定する「原子炉格納容器内において発生した熱を
１６ 第５号に規定する「安全性を損なうこと」とは，一次冷却去する設備を施設すること。」とし，具体的な内容が記載されてい除去する設備」とは，原子炉格納容器設計用の想定事象に対し，系統に係る施設の損壊又は故障によるエネルギー放出によっる。
て生ずる圧力と温度に原子炉格納容器が耐えられないか又は ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「安全性を原子炉格納容器内の圧力及び温度を十分に低下させ得る機能
原子炉格納容器漏えい率が公衆に放射線障害を及ぼすおそれを有するもので，例えば，原子炉格納容器スプレイ系及びその損なうこと」について記載がある。
熱除去系をいう。
が生ずるほど大きくなることをいう。

9-別 2-84

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

イ 格納容器熱除去設備は，原子炉格納容器内の圧力及び温度並び ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では，「格納容器に冷却材中の異物の影響の想定される最も厳しい条件下におい熱除去設備が機能を求められる環境条件」について記載がある。
ても，正常に機能すること。
【解釈】
１７ 第５号イに規定する「想定される最も厳しい条件下」とは，予想される最も小さい有効吸込水頭をいい，格納容器熱除去設
備に係るろ過装置の性能については「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第 5 号（平成２０年２月２７日原子力安全・保安院制定））によること。
１８ 第５号イに規定する「正常に機能する」とは，具体的には，格納容器熱除去設備の仕様が設置許可申請書添付書類八に規定された仕様を満足するとともに，設置許可申請書における評価条件と比較して非保守的な変更がないことを確認することをいう。
ロ 格納容器熱除去設備は，その能力を確認するため，発電用原子 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原炉の運転中に試験ができること。
子炉運転中における格納容器熱除去設備の試験」について記載があ【解釈】る。
１９ 第５号ロに規定する「発電用原子炉の運転中に試験ができる」機器とは，動的機器（ポンプ及び事故時に動作する弁等）をいう。
７

発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設が 四 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることにより公損壊し，又は故障した際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質
衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合は，当該放射性物質の濃 ○主語の相違【結果：相違あり】
が漏えいすることにより公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある度を低減する設備（当該放射性物質を格納する設備を含む。
）を施設設置許可基準規則は「原子炉格納施設内の雰囲気の浄化系（安全場合は，放射性物質の濃度を低減させるため，原子炉格納施設内の雰囲気の浄化系（安全施設に係るものに限る。
）を設けなければならすること。
施設に係るものに限る。）」，技術基準規則は「当該放射性物質のない。
【解釈】
濃度を低減する設備（当該放射性物質を格納する設備を含む。
）」
１３ 第４号に規定する気体状の放射性物質を低減する装置と【解釈】を対象としている。
は具体的には以下の設備をいう。
１０ 第７項に規定する「原子炉格納施設内の雰囲気の浄化系」
技術基準規則において放射性物質を「格納」する設備（解釈より原
ＢＷＲ：格納容器スプレイ設備，非常用ガス処理設備とは，沸騰水型軽水炉においては，非常用ガス処理系及び非常
子炉建屋原子炉棟）が要求されており，技術基準規則のほうが対象
ＰＷＲ：格納容器スプレイ設備，アニュラス空気浄化設備
用再循環ガス処理系，原子炉格納容器スプレイ系等を，加圧水範囲が広い。
また，「当該放射性物質を格納」するものには，以下の設備も ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
型軽水炉においては，アニュラス空気再循環設備及び原子炉格」は技術基準規則では
納容器スプレイ系等をいう。
含む。
「施設すること。
」とし，具体的な内容が記載されている。
ＢＷＲ：原子炉建屋原子炉棟○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「放射性物
ＰＷＲ：アニュラス部
質を格納する設備を含む」について記載がある。
これらの施設に開口部を設ける場合には気密性を確保すること。
１４ 第４号に規定する気体状の放射性物質を低減する装置の ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「気体状の機能は，設置（変更）許可申請書において評価した当該事象に放射性物質を低減する装置」について記載がある。
よる放射性物質の放出量の評価の条件を確認することにより確認することができる。また当該設備は，設置（変更）許可申請書及び同添付書類八に規定された仕様を満たすものである

9-別 2-85

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設置許可基準規則

技術基準規則備考こと。この場合において，設置（変更）許可時の解析条件のうち以下の値に非保守的な変更がないことを確認すること。
（１）ＢＷＲa) 非常用ガス処理設備
・ガス処理設備のフィルターのよう素除去効率
・ガス処理設備の処理容量（２）ＰＷＲa) アニュラス空気浄化設備
・浄化装置のフィルターのよう素除去効率
・アニュラス負圧達成時間
・浄化装置の処理容量
１５ 第４号に規定する「公衆に放射線障害を及ぼすおそれがあ ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合」について記載がある。
る場合」とは，一次冷却材系統に係る施設の損壊又は故障による敷地境界外の実効線量が「「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会）」「解説 Ⅱ.３.判断基準について」に規定する線量を超える場合をいう。
８

発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設が 三 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる水素及び酸素により原子炉格納容器の安全性を損なうおそれ
損壊し，又は故障した際に生ずる水素及び酸素により原子炉格納容がある場合は，水素又は酸素の濃度を抑制する設備を施設するこ器の健全性を損なうおそれがある場合は，水素及び酸素の濃度を抑と。
○主語の相違【結果：相違なし】
制するため，可燃性ガス濃度制御系（安全施設に係るものに限る。
）
を設けなければならない。
【解釈】
設置許可基準規則は「可燃性ガス濃度制御系（安全施設に係るも【解釈】
１１ 第３号に規定する「安全性を損なうおそれがある場合」とのに限る。）」，技術基準規則は「水素又は酸素の濃度を抑制する
１１ 第８項に規定する「水素及び酸素の濃度を抑制する」とは，は，事故評価期間中に原子炉格納容器内の水素濃度が４％以設備」を対象としている。
上，かつ酸素濃度が５％以上であることをいう。
原子炉格納容器の内部を不活性な雰囲気に保つこと，又は必要○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では
１２ 第３号における可燃性ガス濃度制御設備は，設置（変更）な場合再結合等により水素若しくは酸素の濃度を燃焼限界以「施設すること。
」とし，具体的な内容が記載されている。
許可申請書及び同添付書類八に規定された仕様を満たすもの
下に抑制することをいう。
であること。

9-別 2-86

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設置許可基準規則

技術基準規則（保安電源設備）（保安電源設備）第三十三条 発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持す 第四十五条 発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用原子炉施るために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力設において常時使用される発電機からの電力の供給が停止した場系統に連系したものでなければならない。
合において発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装２ 発電用原子炉施設には，非常用電源設備（安全施設に属するもの
置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする発電設備又はこに限る。以下この条において同じ。
）を設けなければならない。
れと同等以上の機能を有する非常用電源設備を施設しなければな
らない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置」とは，以下の装置をいう。
・第２条第２項第９号ホに規定される装置
・燃料プール補給水系・第３４条第１項第６号に規定する事故時監視計器
・原子炉制御室外からの原子炉停止装置
・ＰＷＲの加圧器逃がし弁（手動開閉機能）及び同元弁・非常用電源設備の機能を達成するための燃料系
２

３

備考○設置許可基準規則には「電力系統への連携」について記載している。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置」について記載がある。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「非常用電源設備の設置目的及び動力源」について記載がある。
○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「非常用電源設備（安全施設に属するものに限る。」，技術基準規則は「内燃機関を原動力とする発電設備又はこれと同等以上の機能を有する非常用電源設備」を対象としている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備には， ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「無停電電無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する装置を施設し源装置」について記載がある。
なければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「特に必要な設備」とは，非常用炉心冷却系の計測制御用電源設備等をいう。「同等以上の機能を有する装置」とは，直流電源装置をいい，第１６条に規定する蓄電池を兼ねて設置してもよい。

）に保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。） ３ 保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。
は，第一項の電線路，当該発電用原子炉施設において常時使用されは，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機及びる発電機及び非常用電源設備から発電用原子炉施設の安全性を確 ○主語の相違【結果：相違なし】
非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがな
いよう，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その保するために必要な装置への電力の供給が停止することがないよ
設置許可基準規則は「安全施設」，技術基準規則は「発電用原子炉拡大を防止するものでなければならない。
う，次に掲げる措置を講じなければならない。
施設の安全性を確保するために必要な装置」を対象としている。
【解釈】
【解釈】
○設置許可基準規則の「防止するものでなければならない。
」は技術基
１ 第３項に規定する「安全施設への電力の供給が停止すること
３ 第３項に規定する「常時使用される」とは，主発電機又は非準規則では「措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容ががない」とは，重要安全施設に対して，その多重性を損なうこ
常用電源設備から電気が供給されている状態をいう。また，「異記載されている。
とがないように，電気系統についても系統分離を考慮して母線常を検知するとともに，その拡大を防止するために必要な措 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「常時使用が構成されるとともに，電気系統を構成する個々の機器が信頼置」とは，短絡，地絡，母線の低電圧又は過電流などを検知し， の定義」について記載がある。
性の高いものであって，非常用所内電源系からの受電時等の母遮断器等により故障箇所を隔離し，保安を確保するために必要 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「高エネル
線の切替操作が容易なことをいう。なお，上記の「非常用所内な装置への影響を限定できる設計及び外部電源に直接接続しギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必電源系」とは，非常用所内電源設備（非常用ディーゼル発電機ている変圧器の一次側において３相のうちの１相の電路の開要な措置」について記載がある。
及びバッテリ等）及び工学的安全施設を含む重要安全施設への放が生じた場合に，安全施設への電力の供給が不安定になった
電力供給設備（非常用母線スイッチギヤ及びケーブル等）をいことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更そのう。
他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。
）
を行うことによって，安全施設への電力の供給が停止することがないように，電力供給の安定性を回復できる設計をいう。

9-別 2-87

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

一 高エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必要な措置【解釈】
４ 第３項第１号に規定する「高エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡大を防止するために必要な措置」とは，重要安全施設（設置許可基準規則第２条第２項第９号に規定する重要安全施設をいう。以下同じ。
）への電力供給に係る電気盤及び当該電気盤に影響を与えるおそれのある電気盤（安全施設（重要安全施設を除く。
）への電力供給に係るものに限る。
）について，遮断器の遮断時間の適切な設定等により，高エネルギーのアーク放電によるこれらの電気盤の損壊の拡大を防止することができることをいう。
二２４

第３項に規定する「機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止する」とは，電気系統の機器の短
絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知し，遮断器等により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できることをいう。また，外部電源に直接接続している変圧器の一次側において３相のうちの１相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。
）を行う
ことによって，安全施設への電力の供給が停止することがない
ように，電力供給の安定性を回復できることをいう。

前号に掲げるもののほか，機器の損壊，故障その他の異常を検知
し，及びその拡大を防止するために必要な措置【解釈】
５ 第３項第２号に規定する「異常を検知し，及びその拡大を防止するために必要な措置」とは，短絡，地絡，母線の低電圧又は過電流などを検知し，遮断器等により故障箇所を隔離し，保安を確保するために必要な装置への影響を限定できる設計及び外部電源に直接接続している変圧器の一次側において３相のうちの１相の電路の開放が生じた場合に，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。
）を行うことによって，安全施設への電力の供給が停止することがないように，電力供給の安定性を回復できる設計とすることをいう。

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも二回線は， ４ 設計基準対象施設に接続する第一項の電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「設計基準それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設にお
象施設において受電可能なものであって，使用電圧が六万ボルトを対象施設に接続する電線路の電圧」について記載がある。
いて受電可能なものであり，かつ，それにより当該設計基準対象施超える特別高圧のものであり，かつ，それにより当該設計基準対象 ○設置許可基準規則の「連系するものでなければならない。
」は，技術
設を電力系統に連系するものでなければならない。
【解釈】
施設を電力系統に連系するように施設しなければならない。
基準規則では，「連系するように施設しなければならない。
」とし，
【解釈】
３ 第４項に規定する「少なくとも二回線」とは，送受電可能な
具体的な内容が記載されている。
６ 第４項に規定する「少なくとも二回線」とは，送受電可能な回線又は受電専用の回線の組み合わせにより，電力系統と非常回線又は受電専用の回線の組み合わせにより，電力系統と非常用所内配電設備とを接続する外部電源受電回路を 2 つ以上設け用所内配電設備とを接続する外部電源受電回路を 2 つ以上設けることにより達成されることをいう。
ることにより達成されることをいう。
４ 第４項に規定する「互いに独立したもの」とは，発電用原子７ 第４項に規定する「互いに独立したもの」とは，２回線以上炉施設に接続する電線路の上流側の接続先において１つの変の電線路の上流側が一つの変電所又は開閉所のみに連系し，当電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所が停止す
該変電所又は開閉所が停止することによって，発電用原子炉施9-別 2-88

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
ることにより当該発電用原子炉施設に接続された送電線が全て停止する事態にならないことをいう。

技術基準規則備考

設に連系する全ての電線路が停止する事態にならないことをいう。

○設置許可基準規則の「受電できるものでなければならない。
」は，技術基準規則では，「受電できるように施設しなければならない。
」と５ 前項の電線路のうち少なくとも一回線は，設計基準対象施設にお ５ 前項の電線路のうち少なくとも一回線は，当該設計基準対象施設
し，具体的な内容が記載されている。
いて他の回線と物理的に分離して受電できるものでなければならにおいて他の回線と物理的に分離して受電できるように施設しなない。
ければならない。
【解釈】【解釈】
５ 第５項に規定する「物理的に分離」とは，同一の送電鉄塔等
８ 第５項に規定する「物理的に分離」とは，同一の送電鉄塔等に架線されていないことをいう。
に架線されていないことをいう。
６

設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の工場等の二以上の ６ 設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の敷地内の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線
発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線 ○設置許可基準規則の「停止しないものでなければならない。
」は，技が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施が喪失した場合においても電力系統からそれらの発電用原子炉施術基準規則では，「停止しないように施設しなければならない。
」と設への電力の供給が同時に停止しないものでなければならない。
設への電力の供給が同時に停止しないように施設しなければならし，具体的な内容が記載されている。
【解釈】ない。
６ 第６項に規定する「同時に停止しない」とは，複数の発電用原子炉施設が設置されている原子力発電所の場合，外部電源系
が 3 回線以上の送電線で電力系統と接続されることにより，いかなる 2 回線が喪失しても複数の発電用原子炉施設が同時に外部電源喪失に至らないよう各発電用原子炉施設にタイライン
で接続する構成であることをいう。なお，上記の「外部電源系」とは，外部電源（電力系統）に加えて当該発電用原子炉施設の主発電機からの電力を発電用原子炉施設に供給するための一連の設備をいう。また，開閉所及び当該開閉所から主発電機側の送受電設備は，不等沈下又は傾斜等が起きないような十分な
支持性能をもつ地盤に設置されるとともに，碍子及び遮断器等
は耐震性の高いものが使用されること。さらに，津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮したものであること。

７

非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性を確保 ７ 非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処す
計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するもるための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。
のでなければならない。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「非常用電
【解釈】
【解釈】
源設備の附属設備の範囲」について記載がある。
９ 第７項に規定する「附属設備」には，非常用電源設備の機能 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「非常用電７ 第７項に規定する「十分な容量」とは，７日間の外部電源喪を達成するための燃料系を含む。
失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機等の連続運転により源設備の起動時間，電気容量及び仕様」について記載がある。
１０ 第７項に規定する「工学的安全施設等及び設計基準事故に必要とする電力を供給できることをいう。非常用ディーゼル発対処するための設備がその機能を確保するために十分な容
電機等の燃料を貯蔵する設備（耐震重要度分類Ｓクラス）は，
量」とは，工学的安全施設等の設備が必要とする電源が所定７日分の連続運転に必要な容量以上を敷地内に貯蔵できるもの時間内に所定の電圧に到達し，継続的に供給できる容量をのであること。
いう。工学的安全施設等の設備に継続的に供給できる容量に達する時間は，発電用原子炉設置（変更）許可申請書において評価した原子炉冷却材喪失事故における工学的安全施設

9-別 2-89

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則８

設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源
設備及びその附属設備から受電する場合には，当該非常用電源設備
から供給される電力に過度に依存しないものでなければならない。
【解釈】
８ 第８項に規定する「他の発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその附属設備から受電する場合」とは，発電用原子炉施設ごとに，必要な電気容量の非常用電源設備を設置した上で，安全性の向上が認められる設計であることを条件として，認められ得る非常用電源設備の共用をいう。

技術基準規則備考

等の設備の作動開始時間を満たすものであるとともに，７日間の外部電源喪失を仮定しても，電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内に貯蔵すること。また当該設備は，発電用原子炉設置（変更）許可申請書に規定された仕様を満たすもの
であること。
○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「他の発電用原子炉施設に属する非常用電源
８ 設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源
設備及びその附属設備」，技術基準規則は「他の発電用原子炉施設
設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電に属する非常用電源設備から受電する場合には，当該非常用電源
力に過度に依存しないように施設しなければならない。
設備」を対象としている。
○設置許可基準規則の「依存しないものでなければならない。
」は技術基準規則では「依存しないように施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-90

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（緊急時対策所）（緊急時対策所）
第三十四条 工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損 第四十六条 工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は技術基準規則では
策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。
策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。
「施設しなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい【解釈】る。
１ 第４６条に規定する「緊急時対策所」の機能としては，一次冷却材喪失事故等が発生した場合において，関係要員が必要な ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「緊急時対策所に求められる機能」について記載がある。
期間にわたり滞在でき，原子炉制御室内の運転員を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また，発電所
内の関係要員に指示できる通信連絡設備，並びに発電所外関連箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる
通信連絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。さらに，酸素濃度計を施設しなければならない。酸素濃度計は，設計基準事故時において，外気から緊急時対策所への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。
緊急時対策所及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍には， ２ 緊急時対策所及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍には，有毒ガスが発生した場合に適切な措置をとるため，工場等内におけ有毒ガスが発生した場合に適切な措置をとるため，工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガス
る有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置の設置その他の適切な防護措置を講じなければならな ○設置許可基準規則の「適切に防護するための設備を設けなければなための装置その他の適切に防護するための設備を設けなければな
らない。
い。
らない。
」は，技術基準規則では，「適切な防護措置を講じなければ
【解釈】
【解釈】
ならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
１ 第２項に規定する「有毒ガスの発生源」とは，有毒ガスの発生
２ 第２項に規定する「有毒ガスが発生した場合」とは，緊急時時において，指示要員の対処能力が損なわれるおそれがあるもの
対策所の指示要員の吸気中の有毒ガスの濃度が有毒ガス防護をいう。
「有毒ガスが発生した場合」とは，有毒ガスが緊急時対策のための判断基準値を超えるおそれがあることをいう。「工場 ○設置許可基準規則の「有毒ガスが緊急時対策所の指示要員に及ぼす所の指示要員に及ぼす影響により，指示要員の対処能力が著しく等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該影響により，指示要員の対処能力が著しく低下し，安全施設の安全低下し，安全施設の安全機能が損なわれるおそれがあることをい装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所におい機能が損なわれるおそれがあること」は，技術基準規則では「緊急う。
て自動的に警報するための装置の設置」については「有毒ガス時対策所の指示要員の吸気中の有毒ガスの濃度が有毒ガス防護のの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記－ための判断基準値を超えるおそれがあること」として具体的な内容
９）」によること。
が記載されている。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有
毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置の設置」について記載がある。
２9-別 2-91

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（通信連絡設備）（警報装置等）第三十五条 工場等には，設計基準事故が発生した場合において工場 第四十七条○設置許可基準規則では「設計基準事故」としているが，技術基準規等内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置（安全施設に属 ４ 工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故則では「一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障」にするものに限る。
）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に障の際に発電用原子炉施設内の人に対し必要な指示ができるよう，限定している。
属するものに限る。
）を設けなければならない。
警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を施設しなければな ○主語の相違【結果：相違なし】
【解釈】
らない。
設置許可基準規則は「警報装置及び通信連絡設備（安全施設に属す
１ 第１項に規定する「通信連絡設備」とは，原子炉制御室等か【解釈】るものに限る。
）」，技術基準規則は「警報装置及び通信連絡設備」をら人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建５ 第４項に規定する「一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の対象としている。
屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡を，ブ損壊又は故障」とは，事故の発生等（一次冷却系に係る発電用 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
ザー鳴動等により行うことができる装置及び音声により行う
原子施設の損傷又は故障を含む。
）に伴い従業員等の一時退避，
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されていことができる設備をいう。
事故対策のための集合等を要する事態をいう。
る。
４ 第３５条において，通信連絡設備等については，非常用所内
６ 第４項に規定する「警報装置及び多様性を確保した通信連絡 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「警報装置
電源系又は無停電電源に接続し，外部電源が期待できない場合設備」とは，原子炉制御室等から人が立ち入る可能性のある原及び通信連絡設備が必要となる事態の詳細」について記載がある。
でも動作可能でなければならない。
子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業， ○設置許可基準規則で「非常用所内電源系または無停電電源」につい退避の指示等の連絡を，ブザー鳴動等により行うことができるて記載がある。
設備及び音声により行うことができる設備をいう。
２

工場等には，設計基準事故が発生した場合において発電用原子炉 ５ 工場等には，設計基準事故が発生した場合において当該発電用原施設外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよ
子炉施設外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができる
う，多様性を確保した専用通信回線を設けなければならない。
よう，多様性を確保した専用通信回線を施設しなければならない。 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい２ 第２項に規定する「通信連絡する必要がある場所と通信連絡
７ 第５項に規定する「当該発電用原子炉施設外の通信連絡」とる。
は，原子炉制御室等から，使用制限を受けない専用の通信回線 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「当該発電ができる」とは，所外必要箇所への事故の発生等に係る連絡をを通じて，所外必要箇所への事故の発生等（一次冷却系に係る音声により行うことができる通信連絡設備，及び所内（原子炉用原子炉施設外の通信連絡の定義」について記載がある。
制御室等）から所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必発電用原子炉施設の損傷又は故障を含む。
）に係る連絡をいう。 ○設置許可基準規則で「緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要な要なデータを伝送できる設備を常時使用できることをいう。
データを伝送できる設備」について記載がある。
３ 第２項に規定する「多様性を確保した専用通信回線」とは，○設置許可基準規則で「多様性を確保した専用通信回線の詳細」につ衛星専用 IP 電話等，又は発電用原子炉設置者が独自に構築すいて記載がある。
る専用の通信回線若しくは電気通信事業者が提供する特定顧
客専用の通信回線等，輻輳等による制限を受けることなく使用できるとともに，通信方式の多様性（ケーブル及び無線等）を備えた構成の回線をいう。
４ 第３５条において，通信連絡設備等については，非常用所内○設置許可基準規則で「非常用所内電源系または無停電電源」につい電源系又は無停電電源に接続し，外部電源が期待できない場合て記載がある。
でも動作可能でなければならない。

9-別 2-92

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（補助ボイラー）（準用）
第三十六条 発電用原子炉施設には，設計基準事故に至るまでの間に 第四十八条 第十七条第十五号の規定及び発電用火力設備に関する ○主語の相違【結果：相違なし】
設置許可基準規則は「補助ボイラー（安全施設に属するものに限技術基準を定める省令第二章の規定は，設計基準対象施設に施設す想定される使用条件に応じて必要な蒸気を供給する能力がある補助る。」，技術基準規則は「補助ボイラー」を対象としている。
ボイラー（安全施設に属するものに限る。次項において同じ。
）を設る補助ボイラーについて準用する。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「補助ボイ
けなければならない。
【解釈】
ラーへの準用事項」についてが記載がある。
【解釈】
１ 第１項において準用する第１７条第１５号に規定する「主要１ 第１項に規定する「必要な蒸気を供給する能力」とは，安全な耐圧部の溶接部」とは，以下に掲げるものの溶接部をいう。
施設が使用するだけの蒸気を供給できることをいう。
（１） 設計基準対象施設の補助ボイラーに属する容器のうち，次に定める圧力以上の圧力を加えられる部分（以下「耐圧部」○設置許可基準規則で「補助ボイラー損傷時の発電用原子炉施設の安２ 補助ボイラーは，発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでという。）について溶接を必要とするもの
全性」について記載がある。
イ 水用の容器又は管であって，最高使用温度１００℃未満のもなければならない。
のについては，最高使用圧力１９６０ｋＰａ【解釈】
ロ 液化ガス（通常の使用状態での温度における飽和圧力が１９２ 第２項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわな
６ｋＰａ以上であって現に液体の状態であるもの又は圧力い」とは，補助ボイラーの損傷時においても発電用原子炉施設
が１９６ｋＰａにおける飽和温度が３５℃以下であって現の安全性に影響を与えないことをいう。
に液体の状態であるものをいう。以下同じ。）用の容器又は管については，最高使用圧力０ｋＰａ
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については，最高使用圧
力９８ｋＰａニ イ又はロに規定する管以外の管については，最高使用圧力９８０ｋＰａ（長手継手の部分にあっては，４９０ｋＰａ）（２） 設計基準対象施設の補助ボイラーに係る外径１５０ｍｍ以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするもの
２ 第１項において準用する第１７条第１５号の規定に適合す
る溶接部は，次の（１）又は（２）のいずれかに適合したものをいう。
（１）「溶接規格 2007」及び「設計・建設規格 2005(2007)」の規定に「日本機械学会「溶接規格」等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（２）「溶接規格 2012(2013)」及び「設計・建設規格 2012」の規定に「日本機械学会「設計・建設規格」及び「材料規格」の適用に当たって（別記－２）」及び「日本機械学会「溶接規格」
等の適用に当たって（別記－５）」の要件を付したもの（「溶接規格 2007 技術評価書」，「溶接規格 2012(2013)技術評
価書」，「設計・建設規格 2007 技術評価書」及び「設計・建設
規格 2012 技術評価書」）
発電用火力設備に関する技術基準を定める省令第十九条から第 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「ガスター
二十三条までの規定は，設計基準対象施設に施設するガスタービン
ビンへの準用事項」について記載がある。
について準用する。
【解釈】
３ ガスタービンの附属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設に含まれることから，第１７条，第２０条及び第２１条によりそれぞれ材料及び構造，安全弁等並びに耐圧試験の規定が適用される。

２

9-別 2-93

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設置許可基準規則

技術基準規則５

備考

火力省令の準用に当たっては，「発電用火力設備の技術基準の解釈」の該当部分によること。

３

発電用火力設備に関する技術基準を定める省令第二十五条から ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「内燃機関第二十九条までの規定は，設計基準対象施設に施設する内燃機関にへの準用事項」について記載がある。
ついて準用する。
【解釈】
４ 内燃機関の附属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設に含まれることから，第１７条，第２０条及び第２１条によりそれぞれ材料及び構造，安全弁等並びに耐圧試験の規定が適用される。
５ 火力省令の準用に当たっては，「発電用火力設備の技術基準の解釈」の該当部分によること。

４

原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命 ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「電気設備令（平成二十四年経済産業省令第七十号）第四条から第十六条まで，への準用事項」について記載がある。
第十九条から第二十八条まで及び第三十条から第三十五条までの規定は，設計基準対象施設に施設する電気設備について準用する。
【解釈】
６ 原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令（平成２４年経済産業省令第 70 号）の準用に当たっては，「原子力発電工作物に係る電気設備の技術基準の解釈」（原
規技発第 1306199 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会
決定））の該当部分によること。

9-別 2-94

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設置許可基準規則（重大事故等の拡大の防止等）
第三十七条 発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
２ 発電用原子炉施設は，重大事故が発生した場合において，原子炉
格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
３ 発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。
）の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
４ 発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転停止中原子炉内燃料体」という。
）の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
【解釈】
１－１ 第１項に規定する「重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の(a)及び(b)の事故シーケンスグループ（以下「想定する事故シーケンスグループ」という。
）とする。なお，(a)の事故シーケンスグループについては，(b)における事故シー
ケンスグループの検討結果如何にかかわらず，必ず含めなければならない。
(a)必ず想定する事故シーケンスグループ①ＢＷＲ・ 高圧・低圧注水機能喪失
・ 高圧注水・減圧機能喪失
・ 全交流動力電源喪失
・ 崩壊熱除去機能喪失
・ 原子炉停止機能喪失
・ LOCA 時注水機能喪失
・ 格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）②ＰＷＲ
・ ２次冷却系からの除熱機能喪失
・ 全交流動力電源喪失
・ 原子炉補機冷却機能喪失
・ 原子炉格納容器の除熱機能喪失
・ 原子炉停止機能喪失
・ ECCS 注水機能喪失
・ ECCS 再循環機能喪失
・ 格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA，蒸気発生器伝熱管破損）(b)個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ

技術基準規則備考○技術基準規則での対応条文はない。

9-別 2-95

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設置許可基準規則

技術基準規則備考① 個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
② その結果，上記１－１(a)の事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループが抽出された場合には，想定する事故シーケンスグルー
プとして追加すること。なお，「有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループ」については，上記１－１(a)の事
故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるか等から総合的に判断するものとする。
１－２ 第１項に規定する「炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，以下に掲げる要件を満たすものであること。
(a)想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷
後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては，炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画されており，かつ，その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。
(b)想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷
後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの（格
納容器先行破損シーケンス，格納容器バイパス等）にあっては，炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。
１－３ 上記１－２の「有効性があることを確認する」とは，以下の評価項目を概ね満足することを確認することをいう。
(a)炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり，かつ，炉心を十分に冷却できるものであること。
(b)原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の 1.2 倍又は限界圧力を下回ること。
(c)原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
(d)原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高使用温度又は限界温度を下回ること。
１－４ 上記１－２(a)の「十分な対策が計画されており」とは，国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることをいう。
１－５ 上記１－３(a)の「炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり，かつ，炉心を十分に冷却できるものであること」とは，以下に掲げる要件を満たすものであること。ただし，燃料被覆管の最高温度及び酸化量について，十分な科学的根拠が示される場合には，この限りでない。
(a)燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
(b)燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の被覆管
厚さの 15%以下であること。

9-別 2-96

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設置許可基準規則

技術基準規則備考

１－６ 上記１－３及び２－３の評価項目において，限界圧力又は限界温度を評価項目として用いる場合には，その根拠と妥当性を示すこと。
２－１ 第２項に規定する「重大事故が発生した場合」において想定する格納容器破損モードは，以下の(a)及び(b)の格納容器破損モード（以下「想定する格納容器破損モード」という。
）とする。
なお，(a)の格納容器破損モードについては，(b)における格納容器破損モードの検討結果如何にかかわらず，必ず含めなけ
ればならない。
(a)必ず想定する格納容器破損モード
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
・高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
・原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
・水素燃焼
・格納容器直接接触（シェルアタック）・溶融炉心・コンクリート相互作用(b)個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード①個別プラントの内部事象に関するＰＲＡ及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
②その結果，上記２－１(a)の格納容器破損モードに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす格納容器破損モードが抽出された場合には，想定する格納容器破損モードとして追加すること。
２－２ 第２項に規定する「原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，次に掲げる要件を満たすものであること。
(a)想定する格納容器破損モードに対して，原子炉格納容器の破損を防止し，かつ，放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止する対策に有効性があることを確認する。
２－３ 上記２－２の「有効性があることを確認する」とは，以下の評価項目を概ね満足することを確認することをいう。
(a)原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
(b)原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高使用温度又は限界温度を下回ること。
(c)放射性物質の総放出量は，放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。
(d)原子炉圧力容器の破損までに原子炉冷却材圧力は 2.0MPa
以下に低減されていること。

9-別 2-97

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設置許可基準規則

技術基準規則備考(e)急速な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって原子炉格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと。
(f)原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること。
(g)可燃性ガスの蓄積，燃焼が生じた場合においても，(a)の要件を満足すること。
(h)原子炉格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を拡がり
原子炉格納容器バウンダリと直接接触しないこと及び溶融
炉心が適切に冷却されること。
(i)溶融炉心による侵食によって，原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。
２－４ 上記２－３(f)の「原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること」とは，以下の要件を満たすこと。
(a)原 子炉格 納容器内の水 素濃度 がドライ 条件に 換算し て13vol%以下又は酸素濃度が 5vol%以下であること
３－１ 第３項に規定する「重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合」とは，使用済燃料貯蔵槽内に貯蔵されている燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の(a)及び(b)の想定事故とする。
(a)想定事故１：使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料貯蔵槽内の水の温度が上昇
し，蒸発により水位が低下する事故。
(b)想定事故２：サイフォン現象等により使用済燃料貯蔵槽内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料貯蔵槽の水位が低下する事故。
３－２ 第３項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，想定事故１及び想定事故２に対して，以下の評価項目を満足することを確認したものをいう。
(a)燃料有効長頂部が冠水していること。
(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
(c)未臨界が維持されていること。
４－１ 第４項に規定する「重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合」とは，運転停止中の原子炉において燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の(a)及び(b)の事
故（以下「想定する運転停止中事故シーケンスグループ」という。
）とする。なお，(a)の運転停止中事故シーケンスグループ
については，(b)における運転停止中事故シーケンスグループの検討結果如何にかかわらず，必ず含めなければならない。
(a)必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ
・崩壊熱除去機能喪失（RHR の故障による停止時冷却機能喪失）・全交流動力電源喪失

9-別 2-98

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

・原子炉冷却材の流出
・反応度の誤投入(b)個別プラント評価により抽出した運転停止中事故シーケン
スグループ①個別プラントの停止時に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
②その結果，上記４－１(a)の運転停止中事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす運転停止
中事故シーケンスグループが抽出された場合には，想定する
運転停止中事故シーケンスグループとして追加すること。
４－２ 第４項に規定する「運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，想定する運転停止中事故シーケンスグループに対して，以下の評価項
目を満足することを確認したものをいう。
(a)燃料有効長頂部が冠水していること。
(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
(c)未臨界を確保すること（ただし，通常の運転操作における臨界，又は燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く。
）。

9-別 2-99

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（重大事故等対処施設の地盤）（重大事故等対処施設の地盤）第三十八条 重大事故等対処施設は，次に掲げる施設の区分に応じ， 第四十九条 重大事故等対処施設は，次に掲げる施設の区分に応じ，○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則でそれぞれ次に定める地盤に設けなければならない。
それぞれ次に定める地盤に施設しなければならない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい一 重大事故防止設備のうち常設のもの（以下「常設重大事故防止設 一 重大事故防止設備のうち常設のもの（以下「常設重大事故防止設る。
備」という。
）であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処備」という。）であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの（以下「常設耐震重要重大事故防設備が有する機能を代替するもの（以下「常設耐震重要重大事故防止設備」という。
）が設置される重大事故等対処施設（特定重大事止設備」という。）が設置される重大事故等対処施設（特定重大事
故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力が作用した場合
故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力が作用した場合ににおいても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができおいても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができるる地盤
地盤
二 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 第四条第二項の規定により算定する地震力が作用した場合においても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤

二 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）
設置許可基準規則第四条第二項の規定により算定する地震力が作用した場合においても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤

三 重大事故緩和設備のうち常設のもの（以下「常設重大事故緩和設備」という。
）が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力が作用した場合においても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができる地
盤

三 重大事故緩和設備のうち常設のもの（以下「常設重大事故緩和設備」という。）が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力が作用した場合においても当該重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤

四 特定重大事故等対処施設 第四条第二項の規定により算定する
地震力が作用した場合及び基準地震動による地震力が作用した場合においても当該特定重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤

四 特定重大事故等対処施設 設置許可基準規則第四条第二項の規定により算定する地震力が作用した場合及び基準地震動による地震力が作用した場合においても当該特定重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤【解釈】
１ 第４９条の適用に当たっては，第４条の解釈に準ずるものと ○設置許可基準規則で「重大事故等対処施設を設ける地盤」についてする。
記載がある。

２ 重大事故等対処施設（前項第二号の重大事故等対処施設を除く。
次項及び次条第二項において同じ。
）は，変形した場合においても重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならない。
３ 重大事故等対処施設は，変位が生ずるおそれがない地盤に設けなければならない。
【解釈】
１ 第３８条の適用に当たっては，本規程別記１に準ずるものとする。
２ 第１項第２号に規定する「第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，本規程別記２第４条第２項から第４項までにおいて，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する
耐震重要度分類のクラスに適用される地震力と同等のものとする。

○該当条文の比較箇所を参照○設置許可基準規則で「地震力」について記載がある。

9-別 2-100

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
３

技術基準規則備考

第１項第４号に規定する「第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，本規程別記２第４条第２項第１号の耐震重要度分類のＳクラスに適用される地震力と同等のものとする。

9-別 2-101

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（地震による損傷の防止）（地震による損傷の防止）第三十九条 重大事故等対処施設は，次に掲げる施設の区分に応じ， 第五十条 重大事故等対処施設は，次に掲げる施設の区分に応じ，そ○設置許可基準規則の「要件を満たすものでなければならない。
」は，それぞれ次に定める要件を満たすものでなければならない。
れぞれ次に定めるところにより施設しなければならない。
技術基準規則では「ところにより施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
一 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施 一 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力に設（特定重大事故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
機能が損なわれるおそれがないこと。
二

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が 二 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）
設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）
第四条第二項の規定により算定する地震力に十分に耐えることが設置許可基準規則第四条第二項の規定により算定する地震力に十できるものであること。
分に耐えること。

三

常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重 三 常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力に対して重大大事故等対処施設を除く。
） 基準地震動による地震力に対して重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないもの
事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないこと。
であること。

四特定重大事故等対処施設 第四条第二項の規定により算定する地 四 特定重大事故等対処施設 設置許可基準規則第四条第二項の規定
震力に十分に耐えることができ，かつ，基準地震動による地震力ににより算定する地震力に十分に耐え，かつ，基準地震動による地震
対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそ力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるれがないものであること。
おそれがないこと。

２

重大事故等対処施設は，第四条第三項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
【解釈】
１ 第３９条の適用に当たっては，本規程別記２に準ずるものとする。
２ 第１項第２号に規定する「第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，本規程別記２第４条第２項から第４項までにおいて，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する
耐震重要度分類のクラスに適用される地震力と同等のものとする。
３ 第１項第４号に規定する「第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，本規程別記２第４条第２項第１号の耐震重要度分類のＳクラスに適用される地震力と同等のものとする。
４ 第１項第４号に規定する「特定重大事故等対処施設」に「基準地震動による地震力に対してその重大事故等に対処するた
めに４ 第１項第４号に規定する「特定重大事故等対処施設」に「基準地震動による地震力に対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないもの」を適用する場合，基準地震動に対する設計基準上の許容限界は設計基準と同じものを適用する（例えば，基準地震動に対して設計基準上の許容値を適用する。
）が，設計基準における措置とは性質の重大事故等対処施設（前項第二号の重大事故等対処施設を除く。
） ○技術基準規則では，第５０条第１項第２号の重大事故等対処施設をが設置許可基準規則第四条第三項の地震により生ずる斜面の崩壊除いている。
によりその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれる
おそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければな ○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，らない。
技術基準規則では「おそれがないよう，防護措置その他の適切な措【解釈】置を講じなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第５０条の適用に当たっては，第５条の解釈に準ずるものとする。
る。
○該当条文の比較箇所を参照
２

２ 第１項第２号に規定する「設置許可基準規則第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，設置許可基準規則解釈第３９条２の地震力とする。
３ 第１項第４号に規定する「設置許可基準規則第４条第２項の規定により算定する地震力」とは，設置許可基準規則解釈第３９条３の地 ○設置許可基準規則で「特定重大事故等対処施設に対して考慮する基震力とする。
準地震動」について記載がある。

9-別 2-102

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考

異なる対策（多様性）を講じること等により，基準地震動を一定程度超える地震動に対して頑健性を高めること。例えば，設計基準事故対処設備は剛構造であるのに対し，特定重大事故等対処施設に属する設備については，免震又は制震構造を有することをいう。
５ 第１項第４号の適用に当たっては，特定重大事故等対処施設の機能を維持するために必要な間接支持構造物等の関連する設備等は，特定重大事故等対処施設に求められる地震力に対してその機能を喪失しないものであること。

9-別 2-103

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（津波による損傷の防止）（津波による損傷の防止）第四十条 重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対 第五十一条 重大事故等対処施設が基準津波によりその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないよう，防護 ○設置許可基準規則の「おそれがないものでなければならない。
」は，処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
措置その他の適切な措置を講じなければならない。
技術基準規則では「おそれがないよう，防護措置その他の適切な措
【解釈】
【解釈】
置を講じなければならない。」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第４０条の適用に当たっては，本規程別記３に準ずるものと１ 第５１条の適用に当たっては，第６条の解釈に準ずるものと
る。
する。
する。
○該当条文の比較箇所を参照
２ 第４０条に規定する「基準津波に対してその重大事故等に対○設置許可基準規則で「特定重大事故等対処施設に対して考慮する基処するために必要な機能が損なわれるおそれがないもの」を特準津波」について記載がある。
定重大事故等対処施設に適用する場合，基準津波に対する設計基準上の許容限界は設計基準と同じものを適用するが，設計基準における防護措置とは性質の異なる対策（多様性）を講じる
こと等により，基準津波を一定程度超える津波に対して頑健性を高めること。例えば，水密性が保証された建屋又は高台に設置された建屋等に収納することをいう。

9-別 2-104

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（火災による損傷の防止）（火災による損傷の防止）第四十一条 重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処す 第五十二条 重大事故等対処施設が火災によりその重大事故等に対」は，技術基るために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災の発生を防止処するために必要な機能が損なわれないよう，次に掲げる措置を講 ○設置許可基準規則の「有するものでなければならない。
じなければならない。
準規則では「措置を講じなければならない。
」とし，具体的な内容がすることができ，かつ，火災感知設備及び消火設備を有するもので記載されている。
なければならない。
○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「火災発生
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
防止の措置」について記載がある。
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。
ロ 重大事故等対処施設には，不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りでない。
（１） 重大事故等対処施設に使用する材料が，代替材料である場
合（２） 重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，重大事故等対処
施設における火災に起因して他の重大事故等対処施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。

【解釈】
１ 第４１条の適用に当たっては，第８条第１項の解釈に準ずるものとする。

二 火災の感知及び消火のため，火災と同時に発生すると想定され ○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「火災感知る自然現象により，火災感知設備及び消火設備の機能が損なわれ設備及び消火設備に対する具体的要件」について記載がある。
ることがないように施設すること。
【解釈】
１ 第５２条の適用に当たっては，第１１条の解釈に準ずるもの ○該当条文の比較箇所を参照とする。

9-別 2-105

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（特定重大事故等対処施設）（特定重大事故等対処施設）
第四十二条 工場等には，次に掲げるところにより，特定重大事故等 第五十三条 工場等には，次に定めるところにより特定重大事故等対処施設を施設しなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で対処施設を設けなければならない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。
一 原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ 一 原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわムに対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
れるおそれがないこと。
【解釈】
【解釈】
１ 第１号に規定する「原子炉建屋への故意による大型航空機の１ 第１号に規定する「原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処する
衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」
ために必要な機能が損なわれるおそれがないこと」とは，以下とは，以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の効果を有するに規定する設備又はこれと同等以上の効果を有する設備とす
設備とする。
る。
(a)原子炉建屋及び特定重大事故等対処施設が同時に破損する(a)原子炉建屋及び特定重大事故等対処施設が同時に破損することを防ぐために必要な離隔距離（例えば 100m 以上）を確ことを防ぐために必要な離隔距離（例えば 100m 以上）を確保すること，又は故意による大型航空機の衝突に対して頑健保すること，又は故意による大型航空機の衝突に対して頑健な建屋に収納すること。
な建屋に収納すること。
２ 特定重大事故等対処施設は，第３８条第１項第４号，第３９２ 特定重大事故等対処施設は，第４９条第１項第４号，第５０ ○該当条文の比較箇所を参照
条第１項第４号及び第４０条並びに第４２条各号のそれぞれ
条第１項第４号及び第５１条並びに第５３条各号のそれぞれの要求事項を満たす施設群から成るが，少なくとも第３８条第の要求事項を満たす施設群から成るが，少なくとも第４９条第１項第４号，第３９条第１項第４号及び第４０条の要求事項を
１項第４号，第５０条第１項第４号及び第５１条の要求事項を満たす施設は一の施設でなければならない。
満たす施設は一の施設でなければならない。
二

原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を有するも 二 原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を有するこのであること。
と。
【解釈】
【解釈】
３ 第２号に規定する「原子炉格納容器の破損を防止するために
３ 第２号に規定する「原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の必要な設備」とは，以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の効果を有する設備をいう。
効果を有する設備をいう。
(a)以下の機能を有すること。
(a)以下の機能を有すること。
ⅰ．原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作機能（例えば，緊ⅰ．原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作機能（例えば，緊急時制御室からの原子炉減圧操作設備）
急時制御室からの原子炉減圧操作設備）
ⅱ．炉内の溶融炉心の冷却機能（例えば，原子炉内への低圧注
ⅱ．炉内の溶融炉心の冷却機能（例えば，原子炉内への低圧注
水設備）
水設備）
ⅲ．原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却機能（例えⅲ．原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却機能（例えば，原子炉格納容器下部への注水設備）
ば，原子炉格納容器下部への注水設備）
ⅳ．格納容器内の冷却・減圧・放射性物質低減機能（例えば，ⅳ．格納容器内の冷却・減圧・放射性物質低減機能（例えば，格納容器スプレイへの注水設備）
原子炉格納容器スプレイへの注水設備）
ⅴ．原子炉格納容器の過圧破損防止機能（例えば，格納容器圧
ⅴ．原子炉格納容器の過圧破損防止機能（例えば，格納容器圧
力逃がし装置（排気筒を除く））
力逃がし装置（排気筒を除く））
ⅵ．水素爆発による原子炉格納容器の破損防止機能（必要な原ⅵ．水素爆発による原子炉格納容器の破損防止機能（必要な原子炉）（例えば，水素濃度制御設備）
子炉）（例えば，水素濃度制御設備）
ⅶ．サポート機能（例えば，電源設備，計装設備，通信連絡設
ⅶ．サポート機能（例えば，電源設備，計装設備，通信連絡設
備）
備）
ⅷ．上記設備の関連機能（例えば，減圧弁，配管等）
ⅷ．上記設備の関連機能（例えば，減圧弁，配管等）(b)上記３(a)の機能を制御する緊急時制御室を設けること。
(b)上記３(a)の機能を制御する緊急時制御室を設けること。

9-別 2-106

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則(c)上記３(a)の機能を有する設備は，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。
）に対して，可能な限り，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
(d)重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。）による格納容器破損防止対策が有効に機能しなかった場合は，原子炉制御室から移動し緊急時制御室で対処することを想定し，緊急時制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島
第一原子力発電所事故と同等とすること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
(e)緊急時制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源（有毒ガスの発生時において，運転員の対処能力が損なわれるおそれがあるものをいう。
）の近傍に，有毒ガスの発生時において，有毒ガスが緊急時制御室の運転員に及ぼす影響により，運転員の対処能力が著しく低下し，特定重大事故等対処施設の機能が損なわれることがないよう，工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時制御室において自動的に警報するための装置その他の適切に防護するための設備を設けること。
(f)通信連絡設備は緊急時制御室に整備され，原子炉制御室及び工場等内緊急時対策所その他の必要な場所との通信連絡を行えるものであること。
(g)電源設備は，「原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」に電力を供給するものであり，特定重大事故等対処
施設の要件を満たすこと。同電源設備には，可搬型代替電源
設備及び常設代替電源設備のいずれからも接続できること。
なお，電源設備は，特定重大事故等対処施設に属するが，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合にも活用可能である。
三

技術基準規則備考(c)上記３(a)の機能を有する設備は，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。
）に対して，可能な限り，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
(d)重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。）による格納容器破損防止対策が有効に機能しなかった場合は，原子炉制御室から移動し緊急時制御室で対処することを想定し，緊急時制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島
第一原子力発電所事故と同等とすること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
(e)緊急時制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍に，有毒ガスの発生時において，緊急時制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とするよう，工場等内における有毒ガスの発生を検出する ○設置許可基準規則の「有毒ガスが緊急時制御室の運転員に及ぼす影ための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合
響により，運転員の対処能力が著しく低下し，特定重大事故等対処に緊急時制御室において自動的に警報するための装置の設施設の機能が損なわれることがない」は，技術基準規則では「緊急置（「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する
時制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のため要求事項（別記－９）」による。
）その他の適切な防護措置をの判断基準値以下とする」として具体的な内容が記載されている。
講じなければならない。
(f)通信連絡設備は緊急時制御室に整備され，原子炉制御室及び工場等内緊急時対策所その他の必要箇所との通信連絡を行えるものであること。
(g)電源設備は，「原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」に電力を供給するものであり，特定重大事故等対処
施設の要件を満たすこと。同電源設備には，可搬型代替電源
設備及び常設代替電源設備のいずれからも接続できること。
なお，電源設備は，特定重大事故等対処施設に属するが，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合にも活用可能である。

原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ 三 原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムの発生後，発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの
ムの発生後，発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間，使用できるものであること。
間，使用できること。
【解釈】
【解釈】
４ 第３号に規定する「発電用原子炉施設の外からの支援が受け
４ 第３号に規定する「発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間，使用できるものであること」とは，例えば，られるまでの間，使用できること」とは，例えば，少なくとも
少なくとも７日間，必要な設備が機能するに十分な容量を有す
７日間，必要な設備が機能するに十分な容量を有するよう設計
るよう設計を行うことをいう。
を行うことをいう。

9-別 2-107

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（重大事故等対処設備）（重大事故等対処設備）
第四十三条 重大事故等対処設備は，次に掲げるものでなければなら 第五十四条 重大事故等対処設備は，次に定めるところによらなければならない。
ない。
一想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷 一 想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮すること。
機能を有効に発揮するものであること。

二想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できる 二 想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できること。
ものであること。

健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止 三 健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止」は，中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。
）ができること。 ○設置許可基準規則の「試験又は検査ができるものであること。
中に試験又は検査ができるものであること。
技術基準規則では「必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。
）
ができること。
」とし保守及び点検が可能となるよう，具体的な内容
四 本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用す 四 本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用すが記載されている。
る設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えらる設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
れる機能を備えること。
三五

工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであるこ 五と。

工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないこと。

六想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設 六 想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設
備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くな
備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置そのるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
他の適切な措置を講ずること。

重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のう ２ 常設重大事故等対処設備は，前項の規定によるほか，次に定める ○設置許可基準規則の「重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大
ち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。
）と接ところによらなければならない。
事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処
続するものにあっては，当該可搬型重大事故等対処設備と接続する設備」という。
）と接続するものにあっては，当該可搬型重大事故等ために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管，弁，ケーブルその対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配
他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。
）は，前管，弁，ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処項に定めるもののほか，次に掲げるものでなければならない。
設備」という。
）」は，技術基準規則の「常設重大事故等対処設備」と同義である。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであるこ 一 想定される重大事故等の収束に必要な容量を有すること。
と。
２

二二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。た 二 二以上の発電用原子炉施設において共用しないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電
だし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以
用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合
りでない。
は，この限りでない。

三常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設 三 常設重大事故防止設備には，共通要因（設置許可基準規則第二条
第二項第十八号に規定する共通要因をいう。以下同じ。
）によって設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそ切な措置を講じたものであること。
れがないよう，適切な措置を講ずること。

9-別 2-108

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則３

可搬型重大事故等対処設備に関しては，第一項に定めるもののほ ３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては，第一項の規定によるほか，
か，次に掲げるものでなければならない。
次に定めるところによらなければならない。

一

想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕の 一 想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
ある容量を有すること。

二

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に 二 常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下
発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。
）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に同じ。
）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
切な措置を講ずること。

三

常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続する 三 常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設ことができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設
備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。
）の接続
備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。
）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けること。

四想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等 四 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することがで対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設きるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであるこ
置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講ずること。
と。

五地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突そ 五 地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故の他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処
等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処
設備と異なる保管場所に保管すること。
設備と異なる保管場所に保管すること。

六想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故 六 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたもの
等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講ずること。
であること。

七

重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設 七 重大事故防止設備のうち可搬型のものには，共通要因によって，計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若し
設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若
くは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがしくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
れるおそれがないよう，適切な措置を講ずること。
【解釈】
【解釈】
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは，本規程第３７条において想定する事故シーケンスグルーとは，設置許可基準規則解釈第３７条において想定する事故シプ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機ものにあっては，計画された対策が想定するもの。
），想定する
能に期待できるものにあっては，計画された対策が想定するも格納容器破損モード，使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及の。），想定する格納容器破損モード，使用済燃料貯蔵槽内におび想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。

備考

9-別 2-109

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
２

第１項第３号の適用に当たっては，第１２条第４項の解釈に準ずるものとする。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは，設計基準対象施設だけでなく，当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処
設備も含む。
４ 第２項第３号及び第３項第７号に規定する「適切な措置を講じたもの」とは，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を考慮したものをいう。
５ 第３項第１号について，可搬型重大事故等対処設備の容量は，
次によること。
(a)可搬型重大事故等対処設備のうち，可搬型代替電源設備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。
）にあっては，必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上を持つこと。これに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを工場等全体で確保すること。
(b)可搬型重大事故等対処設備のうち，可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては，１負荷当たり１セットに，工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを加えた容量を持つこと。
(c)「必要な容量」とは，当該原子炉において想定する重大事故等において，炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。
６ 第３項第３号について，複数の機能で一つの接続口を使用する場合は，それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は，合計の容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７ 第３項第５号について，可搬型重大事故等対処設備の保管場
所は，故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100m 以上離隔をとり，原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は，故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。

技術基準規則備考

ける想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループ ○該当条文の比較箇所を参照をいう。
２ 第１項第３号の規定の適用に当たっては，第１５条第２項の解釈に準ずるものとする。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは，設計基準対象施設だけでなく，当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処
設備も含む。
４ 第２項第３号及び第３項第７号に規定する「適切な措置を講ずること」とは，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を考慮することをいう。
５ 第３項第１号について，可搬型重大事故等対処設備の容量は，
次によること。
(a)可搬型重大事故等対処設備のうち，可搬型代替電源設備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。
）にあっては，必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上を持つこと。これに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを工場等全体で確保する。
(b)可搬型重大事故等対処設備のうち，可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては，１負荷当たり１セットに，工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを加えた容量を持つこと。
(c)「必要な容量」とは，当該原子炉において想定する重大事故等において，炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。
６ 第３項第３号について，複数の機能で一つの接続口を使用する場合は，それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は，合計の容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７ 第３項第５号について，可搬型重大事故等対処設備の保管場
所は，故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100m 以上離隔をとり，原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は，故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。

9-別 2-110

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
第四十四条 発電用原子炉施設には，運転時の異常な過渡変化時にお 第五十九条 発電用原子炉施設には，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発
いて発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨
原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備を設けなければならない。
界に移行するために必要な設備を施設しなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第４４条に規定する「発電用原子炉の運転を緊急に停止する
１ 第５９条に規定する「発電用原子炉の運転を緊急に停止する
る。
ことができない事象が発生するおそれがある場合」とは，発電ことができない事象が発生するおそれがある場合」とは，発電用原子炉が緊急停止していなければならない状況にもかかわら用原子炉が緊急停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急ず，原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
停止していないことが推定される場合のことをいう。
２ 第４４条に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行するため
２ 第５９条に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上に必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ＢＷＲ（１）ＢＷＲａ）センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉スａ）センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉ス
クラム系統から独立した代替反応度制御棒挿入回路（ARI）
クラム系統から独立した代替反応度制御棒挿入回路（ARI）
を整備すること。
を整備すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することがでｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力きない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを自動で停止を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを自動で停止させる装置を整備すること。
させる装置を整備すること。
ｃ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）
ｃ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）
を整備すること。
を整備すること。
（２）ＰＷＲ（２）ＰＷＲａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することがで
ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力きない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を抑制するため，補助給水系ポンプを自動的に起動させるを抑制するため，補助給水系ポンプを自動的に起動させる設備及び蒸気タービンを自動で停止させる設備を整備する設備及び蒸気タービンを自動で停止させる設備を整備すること。
こと。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することがでｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」には，化学体積
きない事象が発生するおそれがある場合」には，化学体積
制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸
水注入を実施する設備を整備すること。
水注入を実施する設備を整備すること。

9-別 2-111

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するため （原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するため
の設備）
の設備）
第四十五条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが 第六十条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉
圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉のの冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止する
冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するたため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければな
め，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を施設しなければな ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
らない。
らない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい
【解釈】
【解釈】
る。
１ 第４５条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な
１ 第６０条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
有する措置を行うための設備をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原
子炉隔離時冷却系(RCIC)若しくは非常用復水器（ＢＷＲ の子炉隔離時冷却系(RCIC)若しくは非常用復水器（ＢＷＲの場合）又はタービン動補助給水ポンプ（ＰＷＲ の場合）
（以場合）又はタービン動補助給水ポンプ（ＰＷＲの場合）（以下「RCIC 等」という。
）により発電用原子炉を冷却するた
下「RCIC 等」という。
）により発電用原子炉を冷却するため，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有す
め，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を整備すること。
る措置を行うための設備を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，RCIC 等の起動及び素ボンベ等）を用いた弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等を整備すること。ただし，下記（１）ｂ）ⅰ）の人力によを整備すること。ただし，下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
る措置が容易に行える場合を除く。
ｂ）現場操作ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により，RCIC 等の起動及び十ⅰ）現場での人力による弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行うために必要な設備を整備する
分な期間※の運転継続を行うために必要な設備を整備すること。
こと。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間
圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間
のこと。
のこと。

9-別 2-112

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが 第六十一条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉
高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設備を設けなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で圧するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第４６条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するた
１ 第６１条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するたる。
め，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設
め，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
する措置を行うための設備をいう。
（１）ロジックの追加（１）ロジックの追加
ａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がしａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（Ｂ
安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（ＢＷＲの場合）。
ＷＲの場合）。
（２）可搬型重大事故防止設備（２）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がしａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がし安全弁（ＢＷＲの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃安全弁（ＢＷＲの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（ＰＷＲの場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バがし弁（ＰＷＲの場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型代
ウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型代
替直流電源設備を配備すること。
替直流電源設備を配備すること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動さ
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，せ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，
可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。
境条件において確実に作動すること。

9-別 2-113

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却する（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するためための設備）の設備）
第四十七条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが 第六十二条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉
低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
要な設備を施設しなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するた
１ 第６２条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するたる。
め，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下にめ，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うた
掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
めの設備をいう。
（１）重大事故防止設備（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対
処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を
図ること。
図ること。

9-別 2-114

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
第四十八条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する 第六十三条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心
最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンク
する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンク○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則でへ熱を輸送するために必要な設備を施設しなければならない。
へ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第４８条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するため
１ 第６３条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するためる。
に必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上に必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図るこ
重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
と。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で，ＢＷＲ においては，サプレッションプー
想定した上で，ＢＷＲにおいては，サプレッションプール
ルへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定への熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定のの期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒー期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒート
トシンクシステム（UHSS）の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃シンクシステム(UHSS)の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がしがし場への熱の輸送ができること。加えて，残留熱除去系
場への熱の輸送ができること。加えて，残留熱除去系(RHR)の使用が不可能な場合について考慮すること。
(RHR)の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，ＰＷＲ においては，タービン動補助給水ポンプ及また，ＰＷＲにおいては，タービン動補助給水ポンプ及びび主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最終終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第５０ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第６５ ○該当条文の比較箇所を参照
条３ｂ)に準ずること。また，その使用に際しては，敷地条３ｂ)に準ずること。また，その使用に際しては，敷地
境界での線量評価を行うこと。
境界での線量評価を行うこと。

9-別 2-115

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設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）
第四十九条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する 第六十四条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい
原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則
るために必要な設備を施設しなければならない。
では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載され２ 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合にお ２ 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合においている。
いて原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内のて原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力
圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設備を設けなければならない。
施設しなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則【解釈】【解釈】
では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載され
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下ている。
させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるた
容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以めに必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故等対処設備（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器ス
プ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器ス
プレイ代替注水設備を配備すること。
プレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事
故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分
故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分
散を図ること。
散を図ること。
（２）兼用（２）兼用
ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。
防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

9-別 2-116

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第五十条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合 第六十五条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場
において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温炉格納容器バウンダリ（設置許可基準規則第二条第二項第三十七号
度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
」は，技術基準規則でに規定する原子炉格納容器バウンダリをいう。）を維持しながら原 ○設置許可基準規則の「設けなければならない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。
る。
【解釈】
【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器バウンダリ（設置許可基
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器バウンダリを維持」と
準規則第２条第２項第３７号に規定する原子炉格納容器バウン
は，限界圧力及び限界温度において評価される原子炉格納容器
ダリをいう。）を維持」とは，限界圧力及び限界温度においての漏えい率を超えることなく，原子炉格納容器内の放射性物質評価される原子炉格納容器の漏えい率を超えることなく，原子を閉じ込めておくことをいい，「原子炉格納容器バウンダリを
炉格納容器内の放射性物質を閉じ込めておくことをいい，「原維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるた
子炉格納容器バウンダリ（設置許可基準規則第２条第２項第３めに必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以７号に規定する原子炉格納容器バウンダリをいう。）を維持し上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）格納容器代替循環冷却系又は格納容器再循環ユニットを設
ａ）格納容器代替循環冷却系又は格納容器再循環ユニットを置すること。
設置すること。
２ 発電用原子炉施設（原子炉格納容器の構造上，炉心の著しい損傷が発生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が発生するおそれがあるものに限る。）には，前項の設備に加えて，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「原子炉格納容器の構造上，炉心の著しい損傷が発生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が発生するおそれがあるもの」とは，原子炉格
納容器の容積が小さく炉心損傷後の事象進展が速い発電用原子炉施設であるBWR及びアイスコンデンサ型格納容器を有するPWRをいう。
３ 第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）格納容器圧力逃がし装置を設置すること。
ｂ）上記３ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えばSGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と２ 発電用原子炉施設（原子炉格納容器の構造上，炉心の著しい損傷が発生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が発生するおそれがあるものに限る。）には，前項の設備に加えて，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
２ 第２項に規定する「原子炉格納容器の構造上，炉心の著しい損傷が発生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が発生するおそれがあるもの」とは，原子炉格
納容器の容積が小さく炉心損傷後の事象進展が速い発電用原子炉施設であるBWR及びアイスコンデンサ型格納容器を有するPWRをいう。
３ 第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）格納容器圧力逃がし装置を設置すること。
ｂ）上記３ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えばSGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と9-別 2-117

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易か
つ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，
遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプ
チャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。
３ 前項の設備は，共通要因によって第一項の設備の過圧破損防止
機能（炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するために必要な機能をいう。）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じた
ものでなければならない。
【解釈】
４ 第３項に規定する「適切な措置を講じたもの」とは，多様性及び可能な限り独立性を有し，位置的分散を図ることをいう。

共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易か
つ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，
遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプ
チャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。
３ 前項の設備は，共通要因によって第一項の設備の過圧破損防止
機能（炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するために必要な機能をいう。）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じた
ものでなければならない。
【解釈】
４ 第３項に規定する「適切な措置を講じたもの」とは，多様性及び可能な限り独立性を有し，位置的分散を図ることをいう。

備考

9-別 2-118

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉
格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５１条に規定する「溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。（可搬型の原子炉格納容器下部注水設
備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源
設備からの給電を可能とすること。

（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第六十六条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第６６条に規定する「溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。（可搬型の原子炉格納容器下部注水設
備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源
設備からの給電を可能とすること。

備考〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-119

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を
いう。
＜ＢＷＲ＞
ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜ＰＷＲ のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜ＢＷＲ 及びＰＷＲ 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設
備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第六十七条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第６７条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を
いう。
＜ＢＷＲ＞
ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜ＰＷＲ のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜ＢＷＲ 及びＰＷＲ 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設
備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

備考〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-120

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする
気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５３条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。
放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
ｂ）想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
ｃ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第六十八条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする
気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第６８条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。
放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
ｂ）想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
ｃ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

備考〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-121

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第六十九条 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えい
その他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場
合」とは，設置許可基準規則解釈第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン
及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。
２ 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏２ 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏
えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低
えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和
下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和
し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならな
し，及び臨界を防止するために必要な設備を施設しなければなら
い。
ない。
【解釈】
【解釈】
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
行うための設備をいう。
ａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘ
ダ，スプレイライン及びポンプ車等）を配備すること。
ッダ，スプレイライン及びポンプ車等）を配備するこｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵と。
槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和でき
ｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵るものであること。
槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和でき
ｃ）燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出をるものであること。
低減するための設備を整備すること。
ｃ）燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を
４ 第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視低減するための設備を整備すること。
は，以下によること。
４ 第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率には，以下によること。
ついて，燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動するａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率に可能性のある範囲にわたり測定可能であること。
ついて，燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第五十四条 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えい
その他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場
合」とは，本規程第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定
事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン
及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。

備考〇設置許可基準規則の「貯蔵槽内燃料体等」は，技術基準規則では「使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）」と同義である。
〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-122

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

技術基準規則備考

可能性のある範囲にわたり測定可能であること。
ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

9-別 2-123

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第五十五条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による
航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は，移動等により，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は，複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定
し，工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第七十条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第７０条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による
航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は，移動等により，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は，複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定
し，工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

備考〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-124

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
第五十六条 設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５６条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事
故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽，ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）原子炉格納容器を水源とする再循環設備は，代替再循環
設備等により，多重性又は多様性を確保すること。（ＰＷＲ）（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
第七十一条 設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第７１条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事
故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽，ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）原子炉格納容器を水源とする再循環設備は，代替再循環
設備等により，多重性又は多様性を確保すること。（ＰＷＲ）

備考〇設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-125

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（電源設備）（電源設備）
第五十七条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が 第七十二条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著
しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損
しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損
傷及び運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転○設置許可基準規則の「運転停止中原子炉内燃料体」は，技術基準規傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならな
停止中原子炉内燃料体」という。）の著しい損傷を防止するため
則では「運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転い。
に必要な電力を確保するために必要な設備を施設しなければなら
停止中原子炉内燃料体」という。）」と同義である。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で【解釈】ない。
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい【解釈】
１ 第１項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設る。
１ 第１項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替電源設備を設けること。
ａ）代替電源設備を設けること。
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備
すること。
すること。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置するこⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。
と。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
的分散を図ること。
ｂ）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わず
ｂ）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずにに8時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷8 時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷切切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する
り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気
電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場
室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り 16 時
り16 時間の合計24 時間にわたり，電気の供給を行うこ間の合計 24 時間にわたり，電気の供給を行うことが可能とが可能であること。
であること。
ｃ）24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気ｃ）24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源設（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源備を整備すること。
設備を整備すること。
ｄ）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通
ｄ）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通を行えるようにあらかじめケーブル等を敷設し，手動でを行えるようにあらかじめケーブル等を敷設し，手動で接続できること。
接続できること。
ｅ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)，パｅ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)，パ
ワーセンター(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(MC)
ワーセンター(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(MC)等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通
等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通
要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
維持及び人の接近性の確保を図ること。
２

発電用原子炉施設には，第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事
故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内
燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない。
【解釈】

２

発電用原子炉施設には，第四十五条第一項の規定により設置される非常用電源設備及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事
故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内
燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を施設しなければならない。
【解釈】○該当条文の比較箇所を参照○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-126

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
２

第２項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
ａ）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制
御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）を行わずに8 時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り16 時間の合計
24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう１系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。

技術基準規則２

備考

第２項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
ａ）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制
御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）を行わずに8 時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り16 時間の合計
24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう１系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。

9-別 2-127

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則

（計装設備）
第五十八条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第５８条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは，事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。
ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態の推定手段を整備すること。
ⅰ）原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位が推定できる手段を整備すること。
ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。
ⅲ）推定するために必要なパラメータは，複数のパラメータの中から確からしさを考慮し，優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

（計装設備）
第七十三条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（設置許可基準規則第十六条第三項第二号に規定するパラメータをいう。以下同じ。）
を計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第７３条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは，事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。
ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態の推定手段を整備すること。
ⅰ）原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位が推定できる手段を整備すること。
ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。
ⅲ）推定するために必要なパラメータは，複数のパラメータの中から確からしさを考慮し，優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

備考○設置許可基準規則には記載はないが，技術基準規則では「パラメータ（温度，水位，その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項）」
について具体的な内容が記載されている。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-128

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則備考（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）
第五十九条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場 第七十四条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場 ○該当条文の比較箇所を参照
合（重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するも合（重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機のを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合を除く。）においても運転員が第二十六条第能が損なわれた場合を除く。）においても運転員が第三十八条第一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備を設けなければならない。
な設備を施設しなければならない。
○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則で
【解釈】
【解釈】
は「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されてい１ 第５９条に規定する「重大事故等対処設備（特定重大事故等
１ 第７４条に規定する「重大事故等対処設備（特定重大事故等る。
対処施設を構成するもの除く。）が有する原子炉格納容器の破対処施設を構成するもの除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合」とは，第４９条，損を防止するための機能が損なわれた場合」とは，第６４条，
第５０条，第５１条又は第５２条の規定により設置されるいず
第６５条，第６６条又は第６７条の規定により設置されるいず
れかの設備の原子炉格納容器の破損を防止するための機能がれかの設備の原子炉格納容器の破損を防止するための機能が喪失した場合をいう。
喪失した場合をいう。
２ 第５９条に規定する「運転員が第２６条第１項の規定によ
２ 第７４条に規定する「運転員が第３８条第１項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備」とり設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有するは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流
電源設備からの給電を可能とすること。
電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。
性について，次の要件を満たすものであること。
①本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，①設置許可基準規則解釈第３７条の想定する格納容器破損
原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点かしくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，
ら結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケ
炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格ンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃
納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定するがし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場こと。
合）を想定すること。
②運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場②運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
合は，実施のための体制を整備すること。
③交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実③交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
施のための体制を整備すること。
④判断基準は，運転員の実効線量が7 日間で100mSv を超え④判断基準は，運転員の実効線量が7 日間で100mSv を超え
ないこと。
ないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行う
止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
ための区画を設けること。
ｄ）上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子ｄ）上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉
炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低低減する必要がある場合は，非常用ガス処理系等（BWRの減する必要がある場合は，非常用ガス処理系等（BWR の場場合）又はアニュラス空気再循環設備等（PWRの場合）を合）又はアニュラス空気再循環設備等（PWR の場合）を設設置すること。
置すること。
ｅ）BWRにあっては，上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保
ｅ）BWR にあっては，上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉建屋に設置されたブローアウトパネル
するために原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルを閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作を閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作が

9-別 2-129

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則
ができること。また，ブローアウトパネルは，現場において人力による操作が可能なものとすること。

技術基準規則備考

できること。また，ブローアウトパネルは，現場において人力による操作が可能なものとすること。

9-別 2-130

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（監視測定設備）第六十条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原
子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設備」とは，以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）モニタリング設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるものであること。
ｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数のモニタリングカー又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。
ｃ）常設モニタリング設備は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

（監視測定設備）第七十五条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設備」とは，以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）モニタリング設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるものであること。
ｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数のモニタリングカー又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。
ｃ）常設モニタリング設備は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

２２ 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合に工場等において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録することができる設備を施設しなければならない。

発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合に工場等において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。

備考○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-131

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（緊急時対策所）
第六十一条 第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に掲げるものでなければならない。

（緊急時対策所）
第七十六条 第四十六条の規定により設置される緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に定めるところによらなければならない。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまる
ことができるよう，適切な措置を講じたものであること。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまる
ことができるよう，適切な措置を講ずること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けること。

三発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

三

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けること。

２

緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。
【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しないようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。
ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ）緊急時対策所は，代替交流電源からの給電を可能とすること。また，当該代替電源設備を含めて緊急時対策所の電源設備は，多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。
ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
①想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島
第一原子力発電所事故と同等とすること。
②プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③交代要員体制，安定ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場合は，実施のための体制を整備すること。
④判断基準は，対策要員の実効線量が7 日間で100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防２

緊急時対策所には，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる措置を講じなければならない。
【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しないようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。
ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ）緊急時対策所は，代替交流電源からの給電を可能とすること。また，当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は，多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。
ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
①想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島
第一原子力発電所事故と同等とすること。
②プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③交代要員体制，安定ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場合は，実施のための体制を整備すること。
④判断基準は，対策要員の実効線量が7 日間で100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防

備考◯該当条文の比較箇所を参照◯設置許可基準規則の「収容することができるものでなければならない。」は，技術基準規則では「収容することができる措置を講じなければならない。」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-132

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

備考

9-別 2-133

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

設置許可基準規則

技術基準規則（通信連絡を行うために必要な設備）
第六十二条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場
所と通信連絡を行うために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第６２条に規定する「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）通信連絡設備は，代替電源設備（電池等の予備電源設備
を含む。）からの給電を可能とすること。

（通信連絡を行うために必要な設備）
第七十七条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場
所と通信連絡を行うために必要な設備を施設しなければならない。
【解釈】
１ 第７７条に規定する「当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）通信連絡設備は，代替電源設備（電池等の予備電源設備
を含む。）からの給電を可能とすること。

備考○設置許可基準規則の「設けなければならない。
」は，技術基準規則では「施設しなければならない。
」とし，具体的な内容が記載されている。

9-別 2-134

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表（別記１）

第３条（設計基準対象施設の地盤）
１

第３条第１項に規定する「設計基準対象施設を十分に支持することができる」とは，設計基準対象施設について，自重及び運転時の荷重等に加え，耐震重要度分類（本規程第４条２の「耐震重要度分類」をいう。以下同じ。）の各クラスに応じて算定する地震力（第３条第１項に規定する「耐震重要施設」（本規程第４条２のＳクラスに属する施設をいう。）にあっては，第４条第３項に規定する「基準地震動による地震力」を含む。）が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する設計であることをいう。なお，耐震重要施設については，上記に加え，基準地震動による地震力が作用することによって弱面上のずれ等が発生しないことを含め，基準地震動による地震力に対する支持性能が確保されていることを確認することが含まれる。

２

第３条第２項に規定する「変形」とは，地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状をいう。

このうち上記の「地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み」については，広域的な地盤の隆起又は沈降によって生じるもののほか，局所的なものを含む。これ
らのうち，上記の「局所的なもの」については，支持地盤の傾斜及び撓みの安全性への影響が大きいおそれがあるため，特に留意が必要である。

３ 第３条第３項に規定する「変位」とは，将来活動する可能性のある断層等が活動することにより，地盤に与えるずれをいう。また，同項に規定する「変位が生ずるおそれがない地盤に設け」るとは，耐震重要施設が将来活動する可能性のある断層等の露頭がある地盤に設置された場合，その断層等の活動によって安全機能に重大な影響を与えるおそれがあるため，当該施設を将来活動する可能性のある断層等の露頭が無いことを確認した地盤に設置することをいう。なお，上記の「将来活動する可能性のある断層等」とは，後期更新世以降（約１２～１３万年前以降）の活動が否定できない断層等とする。
その認定に当たって，後期更新世（約１２～１３万年前）の地形面又は地層が欠如する等，後期更新世以降の活動性が明確に判断できない場合には，中期更新世以降（約４０万年前以降）まで遡って地形，地質・地質構造及び応力場等を総合的に検討した上で活動性を評価すること。なお，活動性の評価に当たって，設置面での確認が困難な場合には，当該断層の延長部で確認される断層等の性状等により，安全側に判断すること。また，「将来活動する可能性のある断層等」には，震源として考慮する活断層のほか，地震活動に伴って永久変位が生じる断層に加え，支持地盤まで変位及び変形が及ぶ地すべり面を含む。

9-別 2-135

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表（別記２）

第４条（地震による損傷の防止）
１

第４条第１項に規定する「地震力に十分に耐える」とは，ある地震力に対して施設全体としておおむね弾性範囲の設計がなされることをいう。この場合，上記の「弾性範囲の設計」とは，施設を弾性体とみなして応力解析を行い，施設各部の応力を許容限界以下に留めることをいう。また，この場合，上記の「許容限界」とは，必ずしも厳密な弾性限界ではなく，局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得ることをいう。

２

第４条第２項に規定する「地震の発生によって生ずるおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度」とは，地震により発生するおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影
響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。）をいう。設計基準対象施設は，耐震重要度に応じて，以下のクラス（以下「耐震重要度分類」という。）に分類するものとする。

一

Ｓクラス

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいものをいい，少なくとも次の施設はＳクラスとすること。
・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系
・使用済燃料を貯蔵するための施設
・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設，及び原子炉の停止状態を維持するための施設
・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放射性物質の放散を直接防ぐための施設
・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部放散を抑制するための施設であり，上記の「放射性物質の放散を直接防ぐための施設」以外の施設
・津波防護機能を有する設備（以下「津波防護施設」という。）及び浸水防止機能を有する設備（以下「浸水防止設備」という。）
・敷地における津波監視機能を有する施設（以下「津波監視設備」という。）

9-別 2-136

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

二

Ｂクラス

安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設をいい，例えば，次の施設が挙げられる。
・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設
・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式により，その破損により公衆に与える放射線の影響が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）第２条第２項第６号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に比べ十分小さいものは除く。）
・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設
・使用済燃料を冷却するための施設
・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施設で，Ｓクラスに属さない施設
三

Ｃクラス

Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設をいう。

３

第４条第１項に規定する「地震力に十分に耐えること」を満たすために，耐震重要度分類の各クラスに属する設計基準対象施設の耐震設計に当たっては，以下の方針によること。

一 Ｓクラス（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）
・弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。
・建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と，弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせ，その結果発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。
・機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と，弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせた荷重条件に対して，応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。なお，「運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重」については，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。
二

Ｂクラス

・静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行うこと。その場合，検討に用いる地震動
は，弾性設計用地震動に２分の１を乗じたものとすること。
・建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ，その結果発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。
9-別 2-137

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

・機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力を組み合わせ，その結果発生する応力に対して，応答が全体的におおむね弾性状態に留まるこ
と。
三

Ｃクラス

・静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。
・建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ，その結果発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。
・機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力を組み合わせ，その結果発生する応力に対して，応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。

４第４条第２項に規定する「地震力」の「算定」に当たっては，以下に示す方法によること。

一

弾性設計用地震動による地震力

・弾性設計用地震動は，基準地震動（第４条第３項の「その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震」による地震動をいう。以下同じ。）との応答スペクトルの比率の値が，目安として０．５を下回らないような値で，工学的判断に基づいて設定すること。
・弾性設計用地震動による地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。なお，建物・構築物と地盤との相互作用，埋込み効果及び周辺地
盤の非線形性について，必要に応じて考慮すること。
・地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，十分な調査に基づく適切な解析条件を設定すること。
・地震力の算定過程において建物・構築物の設置位置等で評価される入力地震動については，解放基盤表面からの地震波の伝播特性を適切に考慮するとともに，必要に応じて地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮すること。また，敷地における観測記録に基づくとともに，最新の科学的・技術的知見を踏まえて，その妥当性が示されていること。
二

静的地震力

①建物・構築物
・水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃｉに，次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定すること。
Ｓクラス ３．０
Ｂクラス １．５
Ｃクラス １．０
ここで，地震層せん断力係数Ｃｉは，標準せん断力係数Ｃ０を０．２以上とし，建物・構築物の振動特性及び地盤の種類等を考慮して求められる値とすること。
9-別 2-138

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

・また，建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力を上回ることの確認が必要であり，必要保有水平耐力の算定においては，地震層せん断力係数Ｃｉに乗じる施設の耐震重要度
分類に応じた係数は，耐重要度分類の各クラスともに１．０とし，その際に用いる標準せん断力係数Ｃ０は１．０以上とすること。この際，施設の重要度に応じた妥当な安全余裕を有していること。
・Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとすること。鉛直地震力は，震度０．３以上を基準とし，建物・構築物の振動特性
及び地盤の種類等を考慮して求めた鉛直震度より算定すること。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とすること。
②機器・配管系
・耐震重要度分類の各クラスの地震力は，上記①に示す地震層せん断力係数Ｃｉに施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度とし，当該水平震度及び上記①の鉛直震度をそれぞれ２０％増しとした震度より求めること。
・なお，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用させること。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とすること。なお，上記①及び②において標準せん断力係数Ｃ０
等を０．２以上としたことについては，発電用原子炉設置者に対し，個別の建物・構築物，機器・配管系の設計において，それぞれの重要度を適切に評価し，それぞれに対し適切な値を用いることにより，耐震性の高い施設の建設等を促すことを目的としている。耐震性向上の観点からどの施設に対してどの程度の割増し係数を用いれば良いかについては，設計
又は建設に関わる者が一般産業施設及び公共施設等の耐震基準との関係を考慮して設定すること。

５

第４条第３項に規定する「基準地震動」は，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとし，次の方針により策定すること。

一

基準地震動は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定すること。

上記の「解放基盤表面」とは，基準地震動を策定するために，基盤面上の表層及び構造物が無いものとして仮想的に設定する自由表面であって，著しい高低差がなく，ほぼ水平で相当な拡がりを持って想定される基盤の表面をいう。ここでいう上記の「基盤」とは，おおむねせん断波速度Ｖｓ＝７００ｍ／ｓ以上の硬質地盤であって，著しい風化を受けていないものとする。
二

上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は，内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，敷地に大きな影響を与えると予想される地震（以下「検討用地震」という。）を複数選定し，選定した検討用地震ごとに，不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を，解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること。

上記の「内陸地殻内地震」とは，陸のプレートの上部地殻地震発生層に生じる地震をいい，海岸のやや沖合で起こるものを含む。
上記の「プレート間地震」とは，相接する二つのプレートの境界面で発生する地震をいう。
9-別 2-139

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

上記の「海洋プレート内地震」とは，沈み込む（沈み込んだ）海洋プレート内部で発生する地震をいい，海溝軸付近又はそのやや沖合で発生する「沈み込む海洋プレート内の地震」又
は海溝軸付近から陸側で発生する「沈み込んだ海洋プレート内の地震（スラブ内地震）」の２種類に分けられる。
なお，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については，次に示す方針により策定すること。
①内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，活断層の性質や地震発生状況を精査し，中・小・微小地震の分布，応力場，及び地震発生様式（プレートの形
状・運動・相互作用を含む。）に関する既往の研究成果等を総合的に検討し，検討用地震を複数選定すること。
②内陸地殻内地震に関しては，次に示す事項を考慮すること。
ⅰ）震源として考慮する活断層の評価に当たっては，調査地域の地形・地質条件に応じ，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質調査，地球物理学的調査等の特性を活かし，これらを適切に組み合わせた調査を実施した上で，その結果を総合的に評価し活断層の位置・形状・活動性等を明らかにすること。
ⅱ）震源モデルの形状及び震源特性パラメータ等の評価に当たっては，孤立した短い活断層の扱いに留意するとともに，複数の活断層の連動を考慮すること。
③プレート間地震及び海洋プレート内地震に関しては，国内のみならず世界で起きた大規模な地震を踏まえ，地震の発生機構及びテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で震源領域の設定を行うこと。
④上記①で選定した検討用地震ごとに，下記ⅰ）の応答スペクトルに基づく地震動評価及びⅱ）の断層モデルを用いた手法による地震動評価を実施して策定すること。なお，地震動評
価に当たっては，敷地における地震観測記録を踏まえて，地震発生様式及び地震波の伝播経路等に応じた諸特性（その地域における特性を含む。）を十分に考慮すること。
ⅰ）応答スペクトルに基づく地震動評価検討用地震ごとに，適切な手法を用いて応答スペクトルを評価のうえ，それらを基に設計用応答スペクトルを設定し，これに対して，地震の規模及び震源距離等に基づき地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮して地震動評価を行うこと。
ⅱ）断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価検討用地震ごとに，適切な手法を用いて震源特性パラメータを設定し，地震動評価を行うこと。
⑤上記④の基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさ（震源断層の長さ，地震発生層の上端深さ・下端深さ，断層傾斜角，アスペリティの位置・大きさ，応力降下量，破壊開始点等の不確かさ，並びにそれらに係る考え方及び解釈の違いによる不確かさ）については，敷地における地震動評価に大きな影響を与えると考えられる支配的なパラメータについて分析した上で，必要に応じて不確かさを組み合わせるなど適切な手法を用いて考慮すること。
⑥内陸地殻内地震について選定した検討用地震のうち，震源が敷地に極めて近い場合は，地表に変位を伴う断層全体を考慮した上で，震源モデルの形状及び位置の妥当性，敷地及びそこに設置する施設との位置関係，並びに震源特性パラメータの設定の妥当性について詳細に検討するとともに，これらの検討結果を踏まえた評価手法の適用性に留意の上，上記⑤の各種の不確かさが地震動評価に与える影響をより詳細に評価し，震源の極近傍での地震動の特徴に係る最新の科学的・技術的知見を踏まえた上で，さらに十分な余裕を考慮して基準
地震動を策定すること。
⑦検討用地震の選定や基準地震動の策定に当たって行う調査や評価は，最新の科学的・技術的知見を踏まえること。また，既往の資料等について，それらの充足度及び精度に対する十分な考慮を行い，参照すること。なお，既往の資料と異なる見解を採用した場合及び既往の評価と異なる結果を得た場合には，その根拠を明示すること。
9-別 2-140

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表⑧施設の構造に免震構造を採用する等，やや長周期の地震応答が卓越する施設等がある場合は，その周波数特性に着目して地震動評価を実施し，必要に応じて他の施設とは別に基準地震動を策定すること。
三

上記の「震源を特定せず策定する地震動」は，震源と活断層を関連づけることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に，各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること。

なお，上記の「震源を特定せず策定する地震動」については，次に示す方針により策定すること。
①解放基盤表面までの地震波の伝播特性を必要に応じて応答スペクトルの設定に反映するとともに，設定された応答スペクトルに対して，地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮すること。
②上記の｢震源を特定せず策定する地震動｣として策定された基準地震動の妥当性については，申請時における最新の科学的・技術的知見を踏まえて個別に確認すること。その際には，地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動について，確率論的な評価等，各種の不確かさを考慮した評価を参考とすること。
四基準地震動の策定に当たっての調査については，目的に応じた調査手法を選定するとともに，調査手法の適用条件及び精度等に配慮することによって，調査結果の信頼性と精度を確保すること。

また，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」の地震動評価においては，適用する評価手法に必要となる特性データに留意の上，地震波の伝播特性に係る次に示す事項を考慮すること。
①敷地及び敷地周辺の地下構造（深部・浅部地盤構造）が地震波の伝播特性に与える影響を検討するため，敷地及び敷地周辺における地層の傾斜，断層及び褶曲構造等の地質構造を評価するとともに，地震基盤の位置及び形状，岩相・岩質の不均一性並びに地震波速度構造等の地下構造及び地盤の減衰特性を評価すること。なお，評価の過程において，地下構造が成層かつ均質と認められる場合を除き，三次元的な地下構造により検討すること。
②上記①の評価の実施に当たって必要な敷地及び敷地周辺の調査については，地域特性及び既往文献の調査，既存データの収集・分析，地震観測記録の分析，地質調査，ボーリング調
査並びに二次元又は三次元の物理探査等を適切な手順と組合せで実施すること。なお，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」
については，それぞれが対応する超過確率を参照し，それぞれ策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するかを把握すること。

６

第４条第３項に規定する「安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを満たすために，基準地震動に対する設計基準対象施設の設計に当たっては，以下の方
針によること。

一

耐震重要施設のうち，二以外のもの

・基準地震動による地震力に対して，その安全機能が保持できること。
・建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して，当該建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局
9-別 2-141

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること。
・機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対して，その施設に要求される機能を保持すること。なお，上記により求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。また，動的機器等については，基準地震動による応答に対して，その設備に要求される機能を保持すること。具体的には，実証試験
等により確認されている機能維持加速度等を許容限界とすること。
なお，上記の「運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重」については，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。
二

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物

・基準地震動による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能（津波防護機能，浸水防止機能及び津波監視機能をいう。）が保持できること。
・津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物は，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力の組合せに対して，当該施設及び建物・構
築物が構造全体として変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有するとともに，その施設に要求される機能（津波防護機能及び浸水防止機能）を保持すること。
・浸水防止設備及び津波監視設備は，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重等と基準地震動による地震力の組合せに対して，その設備に要求される機能（浸水防止機能及び津波監視機能）を保持すること。
・これらの荷重組合せに関しては，地震と津波が同時に作用する可能性について検討し，必要に応じて基準地震動による地震力と津波による荷重の組合せを考慮すること。
なお，上記の「終局耐力」とは，構造物に対する荷重を漸次増大した際，構造物の変形又は歪みが著しく増加する状態を構造物の終局状態と考え，この状態に至る限界の最大荷重負荷をいう。
また，耐震重要施設が，耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計すること。この波及的影響の評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検討の内容等を含めて，事象選定及び影響評価の結果の妥当性を示すとともに，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用すること。
なお，上記の「耐震重要施設が，耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって，その安全機能を損なわない」とは，少なくとも次に示す事項について，耐震重
要施設の安全機能への影響が無いことを確認すること。
・設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下による影響
・耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響
・建屋内における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
・建屋外における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
9-別 2-142

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

７

第４条第３項に規定する「基準地震動による地震力」の算定に当たっては，以下に示す方法によること。
・基準地震動による地震力は，基準地震動を用いて，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。なお，建物・構築物と地盤との相互作用，埋込み効果及び周辺地盤の非線形性について，必要に応じて考慮すること。
・基準地震動による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮の上，適切な解析法を選定するとともに，十分な調査に基づく適切な解析条件を設定すること。
・地震力の算定過程において建物・構築物の設置位置等で評価される入力地震動については，解放基盤表面からの地震波の伝播特性を適切に考慮するとともに，必要に応じて地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮すること。また，敷地における観測記録に基づくとともに，最新の科学的・技術的知見を踏まえて，その妥当性が示されていること。

８

第４条第４項は，耐震重要施設の周辺斜面について，基準地震動による地震力を作用させた安定解析を行い，崩壊のおそれがないことを確認するとともに，崩壊のおそれがある場合には，当該部分の除去及び敷地内土木工作物による斜面の保持等の措置を講じることにより，耐震重要施設に影響を及ぼすことがないようにすることをいう。また，安定解析に当たっては，次の方針によること。

一

安定性の評価対象としては，重要な安全機能を有する設備が内包された建屋及び重要な安全機能を有する屋外設備等に影響を与えるおそれのある斜面とすること。

二

地質・地盤の構造，地盤等級区分，液状化の可能性及び地下水の影響等を考慮して，すべり安全率等により評価すること。

三評価に用いる地盤モデル，地盤パラメータ及び地震力の設定等は，基礎地盤の支持性能の評価に準じて行うこと。特に地下水の影響に留意すること。

9-別 2-143

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表（別記３）

第５条（津波による損傷の防止）
１

第５条に規定する「基準津波」は，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，波源海域から敷地周辺までの海底地形，地質構造及び地震活動性等の地震学的見地から想定することが適切なものを策定すること。また，津波の発生要因として，地震のほか，地すべり，斜面崩壊その他の地震以外の要因，及びこれらの組合せによるものを複数選定し，不確かさを考慮して数値解析を実施し，策定すること。また，基準津波の時刻歴波形を示す際は，敷地前面海域の海底地形の特徴を踏まえ，時刻歴波形に対して施設からの反射波の影響が微少となるよう，施設から離れた沿岸域における津波を用いること。

なお，基準津波の策定に当たっての調査については，目的に応じた調査手法を選定するとともに，調査手法の適用条件及び精度等に配慮することによって，調査結果の信頼性と精度を確保すること。

２

上記１の「基準津波」の策定に当たっては，以下の方針によること。

一

津波を発生させる要因として，次に示す要因を考慮するものとし，敷地に大きな影響を与えると予想される要因を複数選定すること。また，津波発生要因に係る敷地の地学的背景
及び津波発生要因の関連性を踏まえ，プレート間地震及びその他の地震，又は地震及び地すべり若しくは斜面崩壊等の組合せについて考慮すること。

・プレート間地震
・海洋プレート内地震
・海域の活断層による地殻内地震
・陸上及び海底での地すべり及び斜面崩壊
・火山現象（噴火，山体崩壊又はカルデラ陥没等）
二

プレート形状，すべり欠損分布，断層形状，地形・地質及び火山の位置等から考えられる適切な規模の津波波源を考慮すること。この場合，国内のみならず世界で起きた大規模な津波事例を踏まえ，津波の発生機構及びテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で検討を行うこと。また，遠地津波に対しても，国内のみならず世界での事例を踏まえ，検討を行うこと。

三プレート間地震については，地震発生域の深さの下限から海溝軸までが震源域となる地震を考慮すること。

四他の地域において発生した大規模な津波の沖合での水位変化が観測されている場合は，津波の発生機構，テクトニクス的背景の類似性及び観測された海域における地形の影響を考慮した上で，必要に応じ基準津波への影響について検討すること。

五

基準津波による遡上津波は，敷地周辺における津波堆積物等の地質学的証拠及び歴史記録等から推定される津波高及び浸水域を上回っていること。また，行政機関により敷地又は9-別 2-144

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表

その周辺の津波が評価されている場合には，波源設定の考え方及び解析条件等の相違点に着目して内容を精査した上で，安全側の評価を実施するとの観点から必要な科学的・技術的知見を基準津波の策定に反映すること。
六

耐津波設計上の十分な裕度を含めるため，基準津波の策定の過程に伴う不確かさの考慮に当たっては，基準津波の策定に及ぼす影響が大きいと考えられる波源特性の不確かさの要
因（断層の位置，長さ，幅，走向，傾斜角，すべり量，すべり角，すべり分布，破壊開始点及び破壊伝播速度等）及びその大きさの程度並びにそれらに係る考え方及び解釈の違いによる不確かさを十分踏まえた上で，適切な手法を用いること。

七

津波の調査においては，必要な調査範囲を地震動評価における調査よりも十分に広く設定した上で，調査地域の地形・地質条件に応じ，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質調査及び地球物理学的調査等の特性を活かし，これらを適切に組み合わせた調査を行うこと。

また，津波の発生要因に係る調査及び波源モデルの設定に必要な調査，敷地周辺に襲来した可能性のある津波に係る調査，津波の伝播経路に係る調査及び砂移動の評価に必要な調査を行うこと。
八基準津波の策定に当たって行う調査及び評価は，最新の科学的・技術的知見を踏まえること。また，既往の資料等について，調査範囲の広さを踏まえた上で，それらの充足度及び精度に対する十分な考慮を行い，参照すること。なお，既往の資料と異なる見解を採用した場合には，その根拠を明示すること。

九３

基準津波については，対応する超過確率を参照し，策定された津波がどの程度の超過確率に相当するかを把握すること。

第５条の「安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」を満たすために，基準津波に対する設計基準対象施設の設計に当たっては，以下の方針によること。

一

Ｓクラスに属する施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。下記第三号において同じ。）の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させないこと。また，取水路及び排水路等の経路から流入させないこと。そのため，以下の方針によること。

①Ｓクラスに属する設備（浸水防止設備及び津波監視設備を除く。以下下記第三号までにおいて同じ。）を内包する建屋及びＳクラスに属する設備（屋外に設置するものに限る。）
は，基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設置すること。なお，基準津波による遡上波が到達する高さにある場合には，防潮堤等の津波防護施設及び浸水防止設備を設置すること。
②上記①の遡上波の到達防止に当たっては，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，河川等の存在並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮して，遡上波の回込みを含め敷地への遡上の可能性を検討すること。また，地震による変状又は繰り返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討すること。
③取水路又は放水路等の経路から，津波が流入する可能性について検討した上で，流入の可能性のある経路（扉，開口部及び貫通口等）を特定し，それらに対して浸水対策を施すこと
により，津波の流入を防止すること。
二取水・放水施設及び地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重要な安全機能への影響を防止すること。そのため，以下の方針によるこ9-別 2-145

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表と。
①取水・放水設備の構造上の特徴等を考慮して，取水・放水施設及び地下部等における漏水の可能性を検討した上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下「浸水想定範囲」という。）するとともに，同範囲の境界において浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部及び貫通口等）を特定し，それらに対して浸水対策を施すことにより浸水範囲を限定すること。
②浸水想定範囲の周辺にＳクラスに属する設備がある場合は，防水区画化するとともに，必要に応じて浸水量評価を実施し，安全機能への影響がないことを確認すること。
③浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，排水設備を設置すること。
三

上記の前二号に規定するものの他，Ｓクラスに属する施設については，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離すること。
そのため，Ｓクラスに属する設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護重点化範囲として明確化するとともに，津波による溢水を考慮した浸水範囲及び浸水量を保守的に想定した上で，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部及び貫通口等）を特定し，それらに対して浸水対策を施すこと。

四

水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響を防止すること。そのため，非常用海水冷却系については，基準津波による水位の低下に対して海水ポンプが機能保持でき，かつ冷却に必要な海水が確保できる設計であること。また，基準津波による水位変動に伴う砂の移動・堆積及び漂流物に対して取水口及び取水路の通水性が確保でき，かつ取水口からの砂の混入に対して海水ポンプが機能保持できる設計であること。

五

津波防護施設及び浸水防止設備については，入力津波（施設の津波に対する設計を行うために，津波の伝播特性及び浸水経路等を考慮して，それぞれの施設に対して設定するものをいう。以下同じ。）に対して津波防護機能及び浸水防止機能が保持できること。また，津波監視設備については，入力津波に対して津波監視機能が保持できること。そのため，以下の方針によること。

①上記の「津波防護施設」とは，防潮堤，盛土構造物及び防潮壁等をいう。上記の「浸水防止設備」とは，水密扉及び開口部・貫通部の浸水対策設備等をいう。また，上記の「津波監視設備」とは，敷地の潮位計及び取水ピット水位計，並びに津波の襲来状況を把握できる屋外監視カメラ等をいう。これら以外には，津波防護施設及び浸水防止設備への波力による影響を軽減する効果が期待される防波堤等の津波影響軽減施設・設備がある。
②入力津波については，基準津波の波源からの数値計算により，各施設・設備等の設置位置において算定される時刻歴波形とすること。
数値計算に当たっては，敷地形状，敷地沿岸域の海底地形，津波の敷地への侵入角度，河川の有無，陸上の遡上・伝播の効果及び伝播経路上の人工構造物等を考慮すること。また，津波による港湾内の局所的な海面の固有振動の励起を適切に評価し考慮すること。
③津波防護施設については，その構造に応じ，波力による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安定性を評価し，越流時の耐性にも配慮した上で，入力津波に対する津波防護機能が十分に保持できるよう設計すること。
④浸水防止設備については，浸水想定範囲等における浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性等を評価し，越流時の耐性にも配慮した上で，入力津波に対して浸水防止機能が十分に保持できるよう設計すること。
9-別 2-146

設置許可基準規則と技術基準規則の比較表⑤津波監視設備については，津波の影響（波力及び漂流物の衝突等）に対して，影響を受けにくい位置への設置及び影響の防止策・緩和策等を検討し，入力津波に対して津波監視機能が十分に保持できるよう設計すること。
⑥津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物及び設置物等が破損，倒壊及び漂流する可能性がある場合には，防潮堤等の津波防護施設及び浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう，漂流防止措置又は津波防護施設及び浸水防止設備への影響の防止措置を施すこと。
⑦上記③，④及び⑥の設計等においては，耐津波設計上の十分な裕度を含めるため，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重（浸水高，波力・波圧，洗掘力及び浮力等）について，入力津波から十分な余裕を考慮して設定すること。また，余震の発生の可能性を検討した上で，必要に応じて余震による荷重と入力津波による荷重との組合せを考慮すること。
さらに，入力津波の時刻歴波形に基づき，津波の繰り返しの襲来による作用が津波防護機能及び浸水防止機能へ及ぼす影響について検討すること。
⑧津波防護施設及び浸水防止設備の設計に当たって，津波影響軽減施設・設備の効果を考慮する場合は，このような施設・設備についても，入力津波に対して津波による影響の軽減機
能が保持されるよう設計するとともに，上記⑥及び⑦を満たすこと。
六地震による敷地の隆起・沈降，地震（本震及び余震）による影響，津波の繰り返しの襲来による影響及び津波による二次的な影響（洗掘，砂移動及び漂流物等）を考慮すること。

七

津波防護施設及び浸水防止設備の設計並びに非常用海水冷却系の評価に当たっては，入力津波による水位変動に対して朔望平均潮位を考慮して安全側の評価を実施すること。なお，その他の要因による潮位変動についても適切に評価し考慮すること。また，地震により陸域の隆起又は沈降が想定される場合，想定される地震の震源モデルから算定される，敷地の地殻変動量を考慮して安全側の評価を実施すること。

9-別 2-147/E

補足-1-2【技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書類との紐付き表】

本資料は，技術基準規則に規定される各条文の要求事項と添付書類との関連性と，その適合性の説明に必要な添付書類を「技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書
類との紐付き表」として整理したものである。

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技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書類との紐付き表（ＤＢ）2

技術基準規則と工事計画認可申請書の添付書類との紐付き表（ＳＡ）

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