令和３年６月２１日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所

原子力科学研究所のＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設の定期事業者検査について
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第２９条第１項の規定に基づく国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の原子炉施設〔ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設〕の定期事業者検査を開始しますので、下記のとおり報告します。
１．氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名
名

称：国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

住所：茨城県那珂郡東海村大字舟石川765番地１

代表者の氏名：理事長 児玉 敏雄
２．試験研究用等原子炉施設を設置した事業所の名称及び所在地
名
所

称 ：原子力科学研究所
在地 ：茨城県那珂郡東海村大字白方２番地４

３．検査の対象及び方法並びに期日検 査 の 対 象 ：ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設
検 査 の 方 法 ：別添１「ＦＣＡ施設の定期事業者検査の計画」のとおり
検 査 の 期 日 ：令和３年７月２１日～令和３年９月３０日
４．予定の概要
別添１「ＦＣＡ施設の定期事業者検査の計画」のとおり

添付書類
１．定期事業者検査の計画○定期事業者検査期間中に実施する定期事業者検査項目及び検査実施予定時期
別添１「ＦＣＡ施設の定期事業者検査の計画」に定期事業者検査の項目及び検査実
施予定時期を示す。
○定期事業者検査期間中に実施する工事
定期事業者検査の工程に直接影響する工事はない。
○前回の定期事業者検査からの変更点該当なし。
２．試験研究用等原子炉施設及び施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める施設管理目標〇試験研究用等原子炉施設の施設管理目標
別添２「令和３年度ＦＣＡ施設の施設管理目標設定票」のとおり。
〇施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める施設管理目標
別添３「令和３年度ＦＣＡ原子炉施設保安活動指標（ＰＩ）設定票」のとおり。
３．施設管理実施計画に係る次に掲げる事項
イ 施設管理実施計画の始期及び期間
別添４「ＦＣＡ原子炉施設 特別な施設管理実施計画」の第２条のとおり。
ロ 試験研究用等原子炉施設の工事の方法及び時期該当なし。
ハ 試験研究用等原子炉施設の点検、検査等（以下「点検等」という。）の方法、実施頻度及び時期別添１「ＦＣＡ施設の定期事業者検査の計画」及び別添４「ＦＣＡ原子炉施設 特別な施設管理実施計画」の「原子炉施設(ＦＣＡ)の特別な設備保全整理表」のとおり。
ニ 試験研究用等原子炉施設の工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置
別添４「ＦＣＡ原子炉施設 特別な施設管理実施計画」の第６条のとおり。

４．試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第三条の九第二項に規定する判定する方法に関すること（一定の期間を含む。）「一定の期間」を設定し、その期間において技術基準に適合している状態を維持するかどうかを判定する方法として、「点検等の実施頻度の設定により機器等を維持する方法」を実施する。よって点検等の実施頻度である「１２ヶ月」を一定の期間として設定する。
５．前回の定期事業者検査において提出した前三号に掲げる事項を説明する書類の内容に変更があった場合にあっては、その変更の内容を説明する書類
該当なし。
６．前回の定期事業者検査において提出した第二号又は第三号に掲げる事項について評価を行い、当該事項を変更した場合にあっては、その評価の結果を記載した書類
当該評価に伴う変更はない。
７．前回の定期事業者検査において提出した第四号に掲げる事項を説明する書類の内容（一定の期間に係るものに限る。）に変更があつた場合にあっては、第三条の九第三項各号に掲げる以下の事項
一 試験研究用等原子炉施設におけるこれまでの点検、検査又は取替えの結果から示される有意な劣化の有無及び有意な劣化がある場合にはその劣化の傾向
該当なし。
二 試験研究用等原子炉施設の耐久性に関する研究の成果その他の研究の成果該当なし。
三 試験研究用等原子炉施設に類似する機械又は器具の使用実績（当該試験研究用等原子炉施設との材料及び使用環境の相違を踏まえたものに限る。）
該当なし。
以上

別添１
ＦＣＡ施設の定期事業者検査の計画

性能の技術基準第２６条（核燃料物質貯蔵設備）
第３１条（放射線管理施設）

第３５条（廃棄物処理設備）
第４０条（保安電源設備）第４１条（警報装置）

各該当条項※

施設区分
核燃料物質の貯蔵施設

核燃料物質貯蔵設備
作業環境モニタリング設備

放射線管理施設

排気筒モニタリング設備

検査項目

要領書番号

検査予定実施時期

未臨界性確認検査

２６－０１

R3.7～R3.9

放射性物質濃度検査

３１－０１

R3.8～R3.9

放射線管理施設

作業環境モニタリング設備

線量当量率の測定検査

３１－０２

R3.8～R3.9

放射性廃棄物の廃棄施設

気体廃棄物の廃棄設備

風量検査

３５－０１

R3.7～R3.9

放射性廃棄物の廃棄施設

気体廃棄物の廃棄設備

捕集効率検査

３５－０２

R3.7～R3.9

その他試験研究用等原子炉の附属施設

非常用電源設備

作動検査

４０－０１

R3.9

４１－０１

R3.8～R3.9

４１－０２

R3.7～R3.9

保安－０１

R3.7～R3.9

排気筒モニタリング設備

放射線管理施設

作業環境モニタリング設備

放射性廃棄物の廃棄施設－

検査場所 日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所※ 設備保全整理表参照

設備等

警報検査

液体廃棄物の廃棄設備
ＦＣＡ施設の各設備※

ＦＣＡ施設 燃料貯蔵庫及び会議室各該当条項に係る検査※

備考

別添２

別添３

別添４

空白頁

ＦＣＡ原子炉施設

特別な施設管理実施計画（検査要否整理表）（設備保全整理表）改定履歴
改定
番号
制定
00

改定年月日

改定内容
新検査制度の施行に伴い、初版制定。

2020/05/25

改定
012020/08/19

改定
022021/04/02

施設管理実施計画における施設管理
実施計画の始期及び期間を明確化。
貯蔵施設に係る定期事業者検査の方法の変更。その他記載の適正化等。
原子炉施設廃止措置計画認可申請に係る記載の適正化。

承認

同意

確認

作成

備考

空白頁

（目的）
第１条 本計画は、ＦＣＡ原子炉施設の施設管理に当たり、「試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則」（以下「試験炉規則」という。）第９条第１項第３号の定めにより策定した「施設管理目標」を計画的かつ継続的に達成していくため、同条第１項第４号に基づき、施設管理の実施に関する計画（以下「施設管理実施計画」という。
）として定めたものである。
なお、ＦＣＡ施設は、平成 23 年 3 月から原子炉の運転を長期間停止しており、令和 3 年 3 月 31 日に原子炉の廃止措置計画認可申請を行っている。よって、施設管理を行う観点から特別な状態にある
ため、原子力科学研究所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）第９編第 19 条の４第３項の定めにより、特別な施設管理実施計画として定める。
（第４号イ 施設管理実施計画の始期及び期間）
第２条 施設管理実施計画の始期は、定期事業者検査を開始する日とし、その期間は、次の定期事業者
検査を開始する前の日までとする。
２

前項の定期事業者検査の時期については、保安規定第９編第６条（運転実施計画）の定めにより作成する、月ごとのＦＣＡ原子炉施設の「運転実施計画」に定める。

３

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の計画の作成に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」並びに臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「業務の計画及び実施に関する要領」に基づき、必要な手続きを行う。

（第４号ロ 設計及び工事）第３条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設の修理及び改造に係る設計及び工事を行おうとするときは、保安規定第９編第 22 条（修理及び改造）の定めにより、「修理及び改造計画」を作成し、それに基づき業務を実施する。
２

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の計画の作成及び業務の実施に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」及び「調達管理要領」、臨界ホット試験

技術部、工務技術部及び放射線管理部の「業務の計画及び実施に関する要領」及び「設計･開発管理要領」並びに保安規定に基づき定める「ＦＣＡ本体施設運転手引」、「ＦＣＡ特定施設運転手引（原子炉施設編）」、「放射線管理手引（施設放射線管理編）」に基づき、必要な手続きを行う。
（第４号ハ 施設の保全のために実施する巡視）第４条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、保安規定第９編第 18 条（原子炉運転中の巡視）及び第 24 条（原子炉停止中の巡視）、保安規定第２編第 38 条（放射線測定機器の維持点検及び巡視）並
びに保安規定に基づき定める「ＦＣＡ本体施設運転手引」、「ＦＣＡ特定施設運転手引（原子炉施設編）」
及び「放射線管理手引（施設放射線管理編）」その他下部要領に基づき、当該施設の保安のための巡視を行う。
２ 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の巡視の実施に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」並びに臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「業務の計画及び実施に関する要領」に基づき、必要な手続きを行う。
1

（第４号ニ 点検、検査等の方法、実施頻度及び時期）
第５条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、保安規定第９編第 19 条の４第２項（設備保全整理表及び検査要否整理表の策定）及び同３項（特別な設備保全整理表及び特別な検査要否整理表の策定）の定めにより、当該施設の点検、検査等の方法、実施頻度及び時期を整理した「特別な設備
保全整理表」及び「特別な検査要否整理表」を作成し、これらに基づき、保全活動を実施する。これを変更しようとするときも、同様とする。
２

前項の「特別な設備保全整理表」に記載する点検、検査等の方法については、それらの手順を示した要領書等を示した索引番号等の表記に代えることができる。また、点検、検査等の実施頻度及び時期については、第６条の運転実施計画、要領書等の記載に代えることができる。

３

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第１項及び前項の点検、検査等の実施に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」及び「調達管理要領」並びに臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「監視機器及び測定機器の管理要領」及び「試験・検査の管理要領」に基づき、必要な手続きを行う。また、定期事業者検査及び使用前事業者検査にあっては、保安規定第９編第 20 条（定期事業者検査）及び第 22 条の２（使用前事業検査）の定めにより策定されたＦＣＡ原子炉施設の「定期事業者検査計画」及び「定期事業者検査要領書」、「使用前事
業者検査計画」及び「使用前事業者検査要領書」に基づき、必要な手続きを行い、検査を受検する。

４

前項の検査の受検に当たっては、保安規定第１編第 16 条の３（事業者検査の独立性の確保等）及
び原子力科学研究所の「事業者検査の実施要領」の定めにより、検査の独立性を確保する。

（第４号ホ 工事、点検、検査等を実施する際の保安確保のための措置）
第６条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、第３条の工事並びに第５条の点検、検査等を実施する際、原子力科学研究所の「放射線安全取扱手引」、「ＦＣＡ本体施設運転手引」、「ＦＣＡ特
定施設運転手引（原子炉施設編）」及び「放射線管理手引（施設放射線管理編）」その他関連要領及び下部要領の定めにより、保安の確保のために必要な措置を講じる。
２

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の措置の計画及び実施に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」並びに臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「業務の計画及び実施に関する要領」に基づき、必要な手続きを行う。

（第４号ヘ 設計、工事、巡視、点検、検査等の結果の確認及び評価）
第７条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設に係る第３条の工事、第４条の巡視、第５条の点検、検査等の結果について、保安規定第９編第 19 条の６（保全活動の有効性評価及び改善）の定め及び原子力科学研究所の「保全有効性評価要領」に基づき、確認及び評価を行う。第３条の設計については、
臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「設計・開発管理要領」に基づき、確認及び評価を行う。
２

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の確認及び評価に当たっては、
原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」並びに臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部の「設計・開発管理要領」に基づき、必要な手続きを行う。
2

（第４号ト 設計、工事、巡視及び点検等に係る改善）第８条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、前条の確認及び評価の結果、実施すべき処置があると認める場合は、保安規定第９編第 19 条の６（保全活動の有効性評価及び改善）の定め及び原子力科学研究所の「保全有効性評価要領」に基づき、必要な改善を行う。
２

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の改善の実施に当たっては、原子力科学研究所の「品質マネジメント計画書」並びに「不適合管理及び是正処置並びに未然防止処置要領」及び「水平展開要領」（ただし、後二者については、未然防止処置として実施する予防処置に関する事項に限る。
）に基づき、必要な手続きを行う。

（第４号チ 施設管理に関する記録）
第９条 臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所管するＦＣＡ原子炉
施設の本体施設、特定施設及び放射線管理施設に係る第２条から第８条までの業務に関する記録について、原子力科学研究所、臨界ホット試験技術部、工務技術部及び放射線管理部それぞれの「文書及び記録の管理要領」に基づき、管理する。

3

空白頁

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(1 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項条

項目

5

試験研究用等
原子炉施設の
地盤

6

78

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

第五条 試験研究用等原子炉施設（船舶に設置するものを除く。第六条、第七条及び第八条第一項において同じ。）は、試験炉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試験研究用等原子炉施設を十分に支持することができる地盤に設置されたものでなければならない。
第六条 試験研究用等原子炉施設は、これに作用する地震力（試験炉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すことがないものでなければならない。

２ 耐震重要施設（試験炉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。以下この条において同じ。）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（試験炉許可基準規則第四条第三項に規定する地震力をいう。）に対してその安全性が損なわれるおそれがないものでなければならない。
３ 耐震重要施設は、試験炉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ものでなければならない。
第七条 試験研究用等原子炉施設は、その供用中に当該試験研究用等原子炉施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波（試験炉許可基準規則第五条に規定する津波をいう。）によりその安全性が損なわれるおそれがないものでなければならない。
第八条 試験研究用等原子炉施設は、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において、防護措置、基礎地盤の改良その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。
２ 試験研究用等原子炉施設は、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、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。）により試験研究用等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が講じられたものでなければならない。
３ 試験研究用等原子炉を船舶に設置する場合にあっては、原子炉格納容器に近接する船体の部分は、衝突、座礁その他の要因による原子炉格納容器の機能の喪失を防止できる構造でなければならない。
４ 試験研究用等原子炉施設は、航空機の墜落により試験研究用等原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合において、防護措置その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。

9

10

11

12

試験研究用等
原子炉施設へ
の人の不法な
侵入等の防止試験研究用等
原子炉施設の機能機能の確認等

材料及び構造第九条 試験研究用等原子炉を設置する工場又は事業所（以下「工場等」という。）は、試験研究用等原子炉施設への人の不法な侵入、試験研究用等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。第三十二条第六号において同じ。）を防止するため、適切な措置が講じられたものでなければならない。
第十条 試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において試験研究用等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試験研究用等原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、当該試験研究用等原子炉の反応度を制御することにより原子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 船舶に設置する試験研究用等原子炉施設は、波浪により生ずる動揺、傾斜その他の要因により機能が損なわれることがないものでなければならない。
第十一条 試験研究用等原子炉施設は、原子炉容器その他の試験研究用等原子炉の安全を確保する上で必要な設備の機能の確認をするための試験又は検査及びこれらの機能を健全に維持するための保守又は修理ができるものでなければならない。
第十二条 試験研究用等原子炉施設に属する容器、管、弁及びポンプ並びにこれらを支持する構造物並びに炉心支持構造物のうち、試験研究用等原子炉施設の安全性を確保する上で重要なもの（以下この項において「容器等」という。）の材料及び構造は、次に掲げ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（容器等の材料に係る部分に限る。）及び第二号の規定については、法第二十八条第二項に規定する使用前
事業者検査の確認を行うまでの間適用する。
一 容器等がその設計上要求される強度及び耐食性を確保できるものであること。
二 容器等の主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。以下この号において同じ。）は、次に掲げるところによるものであること。
イ 不連続で特異な形状でないものであること。
ロ 溶接による割れが生ずるおそれがなく、かつ、健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

ガイドの例（冷却不要）

自施設評価

○

○

知見考慮

知見考慮

○

●

同時確認

（保安記録確認）【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠・設置許可審査及び使用前事業者検査で確認する。
・地盤構造はほとんど変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。
【保安記録確認（外観）】

対象設備

・炉心支持構造物（1/2格子
管集合体、テーブル等）
・炉室建家
・燃料取扱室・燃料貯蔵庫、燃料貯蔵棚

・耐震重要施設がないため、定期事業者検査は不要である。
－

－

－

－

▲

－

・津波に係る保安設備や保安措置を要さないため、定期事業者検査は不
要である。

▲

－

・地震及び津波以外の自然現象に係る保安設備や保安措置を要さない場
合は、定期事業者検査は不要である。

・耐震重要施設がないため、定期事業者検査は不要である。

・外部衝撃に係る保安設備や保安措置を要さない場合は、定期事業者検査は不要である。
▲

－

－

－

▲

－

・船舶用原子炉施設はない。
・航空機墜落に係る保安施設や保安措置を要さないため、定期事業者検査は不要である。

（保安記録確認）【保安記録確認（外観）】【保安記録確認（防護措置）】
・核物質防護規定において施設の防護措置を定め、その活動に伴う記録を確認する。

○○

・第33条（反応度制御系統及び原子炉停止系統）に係る検査と同時に行
う。

同時確認

同時確認

－

－

○

○

同時確認

同時確認

●

●

・船舶用原子炉施設はない。
・関係条項の検査が行えることでもって代える。
・機能維持に係る保守又は修理を保安規定に定めて実施する。
【保安記録確認（構造強度）】

●

○
同時確認

－

－

－

－

・炉室建家(2次容器)、燃料取扱室、立入制限区域フェンス・核物質防護規定に基づく
出入管理記録、巡視及び点検対象設備・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。

・使用前事業者検査（溶接検査）で確認する。

・使用前事業者検査（溶接検査）で確認する。

・炉心支持構造物（1/2格子
管集合体、、テーブル等）
・原子炉建家特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(2 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条

ガイドの例（冷却不要）

自施設評価

－

－

ニ 機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法及び溶接設備並びに適切な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。

－－

２ 試験研究用等原子炉施設に属する機器は、その安全機能の重要度に応じて、適切な耐圧試験又は漏えい試験を行ったとき、これに耐え、かつ、著しい漏えいがないものでなければならない。

▲－

３ 試験研究用等原子炉施設に属する容器であって、その材料が中性子照射を受けることにより著しく劣化する
おそれがあるものの内部は、監視試験片を備えたものでなければならない。

－

－

－

－

項目
ハ 適切な強度を有するものであること。

13

14

15

16

安全弁等

逆止め弁

放射性物質による汚染の防止遮蔽等第十三条 試験研究用等原子炉施設には、その安全機能の重要度に応じて、機器に作用する圧力の過度の上昇を適切に防止する性能を有する安全弁、逃がし弁、破壊板又は真空破壊弁（第十五条第二項において「安全弁等」という。）が必要な箇所に設けられていなければならない。
第十四条 放射性物質を含む一次冷却材その他の流体を内包する容器若しくは管又は放射性廃棄物を廃棄する設備（排気筒並びに第十七条及び第三十六条（第五十二条、第五十九条及び第七十条において準用する場
合を含む。）に規定するものを除く。）へ放射性物質を含まない流体を導く管には、逆止め弁が設けられていな
ければならない。ただし、放射性物質を含む流体が放射性物質を含まない流体を導く管に逆流するおそれがない場合は、この限りでない。
第十五条 試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において機器から放射性物質を含む流体が漏えいする場
合において、これを安全に廃棄し得るように設置されたものでなければならない。

同時確認

２ 試験研究用等原子炉施設は、逃がし弁等から排出される流体が放射性物質を含む場合において、これを安全に廃棄し得るように設置されたものでなければならない。

同時確認

３ 試験研究用等原子炉施設は、工場等の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。以下この項において同じ。）の上に、当該施設の放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内の床面がないものでなければならない。ただし、液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備が設置される施設（液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。）以外の施設であって当該施設の放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に当該排水路の開口部がない場合並びに当該排水路に放射性物質を含む排水を安全に廃棄する設備及び第三十一条第二号に掲げる事項を計測する設備が設置されている場合は、この限りでない。
４ 試験研究用等原子炉施設のうち、人が頻繁に出入りする建物又は船舶の内部の壁、床その他の部分であって、放射性物質により汚染されるおそれがあり、かつ、人が触れるおそれがあるものの表面は、放射性物質による汚染を除去しやすいものでなければならない。
第十六条 試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において当該試験研究用等原子炉施設からの直接線及びスカイシャイン線による工場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下回るように設置されたものでなければならない。
２ 工場等（原子力船を含む。）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、次に掲げるところにより遮蔽設備が設けられていなければならない。
一 放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであること。
二 開口部又は配管その他の貫通部がある場合であって放射線障害を防止するために必要がある場合は、放射線の漏えいを防止するための措置が講じられていること。
三 自重、熱応力その他の荷重に耐えるものであること。

第十七条 試験研究用等原子炉施設内の放射性物質により汚染された空気による放射線障害を防止する必要がある場所には、次に掲げるところにより換気設備が設けられていなければならない。
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のし難い構造であるものであること。
17（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

三 ろ過装置を有する場合にあっては、ろ過装置の放射性物質による汚染の除去又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設置されたものであること。

溢水による損傷の防止

・使用前事業者検査（溶接検査）で確認する。
・使用前事業者検査（溶接検査）で確認する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・中性子照射により容器の材料が著しく劣化するおそれがないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
－

△
△

－

－
－

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

△
同時確認

●

●

●
●

－

●

●

○
○

・原子炉建家

【保安記録確認（外観）】・炉室建家
・燃料貯蔵庫●【保安記録確認（外観）】・炉室建家
・燃料貯蔵庫（保安記録確認）

知見考慮

同時確認

【線量率検査】（保安記録確認）

知見考慮○

・炉室建家、附属建家（壁、
床）

●

○

●

【保安記録確認（外観）】（保安記録確認）

○

同時確認

19

対象設備

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

同時確認

換気設備

【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠

○
同時確認

－
－
－

第十九条 試験研究用等原子炉施設は、当該試験研究用等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が講じられたものでなければならない。

▲－

２ 試験研究用等原子炉施設は、当該試験研究用等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又は配管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が講じられたものでなければならない。

▲－

・設置許可審査及び使用前事業者検査で確認する。
・遮蔽設備の構造はほとんど変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。
【気体廃棄設備の風量検査】・第35条（廃棄物処理設備）に係る検査と同時に行う。
・設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・ろ過装置の汚染の除去及びろ過装置の取替えが容易なことについては、
設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・溢水の発生によりその安全性を損なうおそれがないため、定期事業者検査は不要である。

・気体廃棄物廃棄設備

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(3 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条

ガイドの例（冷却不要）

項目
第二十条 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げる設備が設けられていなければならない。
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

20

安全避難通路等●

第二十一条 安全設備は、次に掲げるところにより設置されたものでなければならない。
一 第二条第二項第二十八号ロに掲げる安全設備は、二以上の原子力施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、試験研究用等原子炉の安全を確保する上で支障がない場合にあっては、この限りでない。
二 第二条第二項第二十八号ロに掲げる安全設備は、当該安全設備を構成する機械又は器具の単一故障（試験炉許可基準規則第十二条第二項に規定する単一故障をいう。第三十二条第三号において同じ。）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あること。ただし、原子炉格納容器その他多重性、多様性及び独立性を有することなく試験研究用等原子炉の安全を確保する機能を維持し得る設備にあっては、この限りでない。
三 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あること。

安全設備

●

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

21（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

四 火災により損傷を受けるおそれがある場合においては、次に掲げるところによること。
イ 火災の発生を防止するために可能な限り不燃性又は難燃性の材料を使用すること。

●
○
知見考慮

自施設評価
●
（保安記録確認）●（保安記録確認）

●

－

○

○
知見考慮

○

○

知見考慮

知見考慮

○
知見考慮

ロ 必要に応じて火災の発生を感知する設備及び消火を行う設備が設けられていること。
●
ハ 火災の影響を軽減するため、必要に応じて、防火壁の設置その他の適切な防火措置を講ずること。
五 前号ロの消火を行う設備は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても試験研究用等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。

22

炉心等

六 蒸気タービン、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傷を受け、試験研究用等原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には、防護施設の設置その他の適切な損傷防止措置が講じられていること。
第二十二条 燃料体、減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料は、運転時における圧力、温度及び放射線につき想定される最も厳しい条件の下において、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い。
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支持構造物に加わる負荷に耐えられるものでなければならない。
３ 燃料体、減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は、冷却材の循環その他の要因により生ずる振動により損傷を受けることがないように設置されていなければならない。

23

熱遮蔽材

第二十三条 試験研究用等原子炉施設には、原子炉容器の材料が中性子照射を受けることにより著しく劣化す
るおそれがある場合において、これを防止するため、次に掲げるところにより熱遮蔽材が設けられていなければならない。
一 熱応力による変形により試験研究用等原子炉の安全に支障を及ぼすおそれがないこと。

●

一次冷却材

第二十四条 一次冷却材は、運転時における圧力、温度及び放射線について想定される最も厳しい条件の下において、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い。

【保安記録確認（屋内避難設備）】
・誘導標識については法定消防設備点検の記録確認等により行う。

・安全避難通路
・誘導標識【保安記録確認（屋内避難設備）】
・誘導灯については法定消防設備点検の記録確認等により行う。

・照明設備（誘導灯、非常灯）【保安記録確認（作動）】・仮設照明（懐中電灯等）

・二以上の原子炉施設で共用する設備はないため、定期事業者検査は不要である。

・設備ごとに設置許可審査及び設工認審査で確認する。
・使用に当たり構造や機能が変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。

・設備ごとに設置許可審査及び設工認審査で確認する。
・使用に当たり構造や機能が変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。
・不燃性又は難燃性については、設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。また、使用に当たり構造や機能が変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。
【保安記録確認（消火設備）】
・消火設備については法定消防設備点検の記録確認等により行う。

（保安記録確認）

▲

－

○

○

知見考慮

知見考慮

▲

－

●

●

●

●

▲

－

・消火設備（自動火災報知設備、消火器）・非常用アルゴンガス放出設備

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・使用に当たり構造や機能が変化しないが、最新知見の考慮が必要であれば検査に反映する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

【燃料体外観検査、炉心構成機器外観検査】【燃料体外観検査、炉心構成機器外観検査】

・有害な振動が発生しないため、定期事業者検査は不要である。
・中性子照射により容器の材料が著しく劣化するおそれがないため、定期事業者検査は不要である。

－

－

－

－

・中性子照射により容器の材料が著しく劣化するおそれがないため、定期事業者検査は不要である。

－－

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

二 冷却材の循環その他の要因により生ずる振動により損傷を受けることがないこと。

24

対象設備

（保安記録確認）

知見考慮●【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠

・燃料体、炉心支持構造物（1/2格子管集合体、テーブル等）
・燃料体、炉心支持構造物（1/2格子管集合体、、テーブル等）

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(4 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

ガイドの例（冷却不要）

項目
第二十五条 核燃料物質取扱設備は、次に掲げるところにより設置されていなければならない。
一 通常運転時において取り扱う必要がある燃料体又は使用済燃料（以下「燃料体等」と総称する。）を取り扱う能力を有するものであること。
二 燃料体等が臨界に達するおそれがないこと。
三 燃料体等の崩壊熱を安全に除去することにより燃料体等が溶融しないものであること。

▲▲－

四 取扱中に燃料体等が破損するおそれがないものであること。
▲
25

核燃料物質取扱設備

五 燃料体等を封入する容器は、取扱中における衝撃及び熱に耐え、かつ、容易に破損しないものであること。
六 前号の容器は、燃料体等を封入した場合に、その表面及び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。
七 燃料体等の取扱中に燃料体等を取り扱うための動力の供給が停止した場合に、燃料体等を保持する構造を有する機器により燃料体等の落下を防止できること。
八 次に掲げるところにより燃料取扱場所の放射線量及び温度を測定できる設備を備えるものであること。
イ 燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し、及び警報を発することができるものであること。
ロ 崩壊熱を除去する機能の喪失を検知する必要がある場合には、燃料取扱場所の温度の異常を検知し及び警報を発することができるものであること。
第二十六条 核燃料物質貯蔵設備は、次に掲げるところにより設置されたものでなければならない。
一 燃料体等が臨界に達するおそれがないこと。

自施設評価●（保安記録確認）●（保安記録確認）－●（保安記録確認）

－

－

－

－

▲

－

▲

○
同時確認

－

－

●

●

●

ロ 崩壊熱を除去する機能の喪失を検知する必要がある場合には、燃料取扱場所の温度の異常を検知し及び警報を発することができるものであること。
26

核燃料物質貯蔵設備

２ 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する核燃料物質貯蔵設備は、前項に定めるところによるほか、次に掲げるところにより設置されていなければならない。
一 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ことを防止し得るものであること。
二 使用済燃料その他高放射性の燃料体からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものであること。
三 使用済燃料その他高放射性の燃料体の崩壊熱を安全に除去し得るものであること。
四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を液体中で貯蔵する場合は、前号に掲げるところによるほか、次に掲げるところによること。
イ 液体があふれ、又は漏えいするおそれがないものであること。
ロ 液位を測定でき、かつ、液体の漏えいその他の異常を適切に検知し得るものであること。

27

28

一次冷却材処理装置

冷却設備等

第二十七条 試験研究用等原子炉施設は、放射性物質を含む一次冷却材（次条第一項第四号に掲げる設備から排出される放射性物質を含む流体を含む。）を通常運転時において系統外に排出する場合は、これを安全に廃棄し得るように設置されたものでなければならない。
第二十八条 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げる設備が設けられていなければならない。ただし、試験研
究用等原子炉の安全を確保する上で支障がない場合にあっては、この限りでない。
一 原子炉容器内において発生した熱を除去することができる容量の冷却材その他の流体を循環させる設備
二 液体の一次冷却材を用いる試験研究用等原子炉にあっては、運転時における原子炉容器の液位を自動的に調整する設備
三 密閉容器型原子炉（燃料体及び一次冷却材が容器（原子炉格納施設を除く。）内に密閉されている試験研
究用等原子炉をいう。）にあっては、原子炉容器内の圧力を自動的に調整する設備

対象設備【保安記録確認（受払記録等）】
・燃料取扱いは手作業であり、その手順を保安規定の下部要領に定めて実施する。
【保安記録確認（受払記録等）】
・保安規定の下部要領に基づき手順を定めて実施する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
【保安記録確認（受払記録等）】
・燃料取扱いは手作業であり、その手順を保安規定の下部要領に定めて実施する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

二 燃料体等を貯蔵することができる容量を有すること。

三 次に掲げるところにより燃料取扱場所の放射線量及び温度を測定できる設備を備えるものであること。
イ 燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し及び警報を発することができるものであること。

【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
【放射線エリアモニタの警報検査】（第26条（核燃料物質貯蔵設備）、第31条（放射線管理施設）、41条（警報装置）と同時に行う。）
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
【未臨界性確認検査】

・濃縮ウラン収納容器
・Pu燃料収納容器【保安記録確認（外観、貯蔵状況）】

・燃料貯蔵庫・燃料貯蔵棚・濃縮ウラン収納容器
・Pu燃料収納容器●（保安記録確認）

▲

－

－

－

▲

－

▲

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・設備の材料及び構造上、被覆が腐食するおそれがないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(5 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条

ガイドの例（冷却不要）

自施設評価

－

－

－

－

－

－

－

－

２ 前項の設備は、冷却材の循環その他の要因により生ずる振動により損傷を受けることがないように設置されたものでなければならない。

－－

３ 試験研究用等原子炉施設には、一次冷却系統設備からの一次冷却材の漏えいを検出する装置が設けられていなければならない。

－

－

項目
四 一次冷却材に含まれる放射性物質及び不純物の濃度を試験研究用等原子炉の安全に支障を及ぼさない
値以下に保つ設備
五 試験研究用等原子炉停止時における原子炉容器内の残留熱を除去する設備
六 試験研究用等原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生したときに想定される最も厳しい条件の下において原子炉容器内において発生した熱を除去できる非常用冷却設備
七 前二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

29

液位の保持等第二十九条 液体の一次冷却材を用いる試験研究用等原子炉施設にあっては、一次冷却材の流出を伴う異常が発生した場合において原子炉容器内の液位の過度の低下を防止し、炉心全体を冷却材中に保持する機能を有する設備は、試験研究用等原子炉施設の損壊又は故障その他の異常に伴う温度の変化による荷重の増加その他の当該設備に加わる負荷に耐えるものでなければならない。
２ 試験研究用等原子炉施設のうち、冠水維持設備を設けるものにあっては、前項に定めるところによるほか、原子炉容器内の設計水位を確保できるものでなければならない。
第三十条 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げる事項を計測する設備が設けられていなければならない。
この場合において、当該事項を直接計測することが困難な場合は、これを間接的に計測する設備をもって代えることができる。
一 熱出力及び炉心における中性子束密度
二 炉周期
三 制御棒（固体の制御材をいう。以下同じ。）の位置

30

31

計測設備

放射線管理施設

四 一次冷却材に関する次の事項
イ 含有する放射性物質及び不純物の濃度
ロ 原子炉容器内における温度、圧力、流量及び液位２ 試験研究用等原子炉施設には、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ずるために必要な試験研究用等原子炉の停止後の温度、液位その他の試験研究用等原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を、設計基準事故時に想定される環境下において、十分な測定範囲及び期間にわたり監視し及び記録することができる設備が設けられていなければならない。
第三十一条 工場等には、次に掲げる事項を計測する放射線管理施設が設けられていなければならない。この場合において、当該事項を直接計測することが困難な場合は、これを間接的に計測する施設をもって代えることができる。
一 放射性廃棄物の排気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
二 放射性廃棄物の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

三 管理区域における外部放射線に係る原子力規制委員会の定める線量当量及び空気中の放射性物質の濃度32

安全保護回路（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

第三十二条 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより安全保護回路が設けられていなければならない。
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試験研究用等原子炉の運転に支障が生ずる場合において、原子炉停止系統その他系統と併せて機能することにより、燃料の許容設計限界を超えないようにできるものであること。
二 試験研究用等原子炉施設の損壊又は故障その他の異常により多量の放射性物質が漏えいする可能性が生じる場合において、これを抑制し又は防止するための設備を速やかに作動させる必要があるときは、当該設備の作動を速やかに、かつ、自動的に開始させるものであること。
三 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場合において、安全保護機能を失わないよう、多重性又は多様性を確保するものであること。

【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠

対象設備・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

－

－

－

－

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
【警報検査、スクラム検査等（計測・監視として確認）】

・核計装

●

●

●

●

【警報検査、スクラム検査等（計測・監視として確認）】

・核計装

●

●

【警報検査、スクラム検査等（計測・監視として確認）】

・テーブル位置表示計等

－

－

－

－

●

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
【警報検査等（計測・監視として確認）】

・核計装、温度計等、放射線管理施設【放射性物質濃度検査】

・排気ダストモニタ

●

●

●

●

－

●

●

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

【線量当量率の測定検査】【放射性物質濃度検査】【作動検査、スクラム検査】

●

●

－

－

○

○

同時確認

同時確認

・安全上重要な施設に該当しないため、定期事業者検査は不要である。
（「多量の放射性物質」＝「実効線量の評価値が発生事故当たり５ミリシーベルトを超えるもの」、試験炉許可基準規則の解釈より）・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。

・ガンマ線エリアモニタ
・中性子線エリアモニタ
・室内ダストモニタ
・安全保護回路・制御安全棒駆動機構
・移動テーブル駆動機構

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(6 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項条

項目
四 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、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独立性を確保するものであること。
五 駆動源の喪失、系統の遮断その他の試験研究用等原子炉の運転に重要な影響を及ぼす事象が発生した
場合においても、試験研究用等原子炉施設への影響が緩和される状態に移行し、又は当該事象が進展しない状態を維持することにより、試験研究用等原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものであること。
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。
七 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おいて、そ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離されたものであること。
八 試験研究用等原子炉の安全を確保する上で必要な場合には、運転条件に応じてその作動設定値を変更できるものであること。
第三十三条 試験研究用等原子炉施設には、通常運転時において、燃料の許容設計限界を超えることがないよ
うに反応度を制御できるよう、次に掲げるところにより反応度制御系統が設けられていなければならない。
一 通常運転時に予想される温度変化、キセノンの濃度変化、実験物（試験炉許可基準規則第十九条第一号に規定する実験物をいう。以下同じ。）の移動その他の要因による反応度変化を制御できるものであること。
二 制御棒を用いる場合にあっては、次のとおりとすること。
イ 炉心からの飛び出し、又は落下を防止するものであること。
ロ 当該制御棒の反応度添加率は、原子炉停止系統の停止能力と併せて、想定される制御棒の異常な引き抜きが発生しても、燃料の許容設計限界を超えないものであること。

33

反応度制御系
統及び原子炉停止系統

２ 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより原子炉停止系統が設けられていなければならない。
一 制御棒その他の反応度を制御する設備による二以上の独立した系統を有するものであること。ただし、当該系統が制御棒のみから構成される場合であって、次に掲げるときは、この限りでない。
イ 試験研究用等原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、未臨界を維持することができる制御棒の数に比し当該系統の能力に十分な余裕があるとき。
ロ 原子炉固有の出力抑制特性が優れているとき。
二 運転時において、原子炉停止系統のうち少なくとも一つは、燃料の許容設計限界を超えることなく試験研
究用等原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、少なくとも一つは、低温状態において未臨界を維持できるものであること。
三 試験研究用等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おいて、原子炉停止系統のう
ち少なくとも一つは、速やかに試験研究用等原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、少なくとも一つ
は、低温状態において未臨界を維持できるものであること。
四 制御棒を用いる場合にあっては、一本の制御棒が固着した場合においても、前二号の機能を有するものであること。
３ 制御材は、運転時における圧力、温度及び放射線について想定される最も厳しい条件の下において、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い。
４ 制御材を駆動する設備は、次に掲げるところによるものでなければならない。
一 試験研究用等原子炉の特性に適合した速度で制御材を駆動し得るものであること。
二 制御材を駆動するための動力の供給が停止した場合に、制御材が反応度を増加させる方向に動かないものであること。
三 制御棒の落下その他の衝撃により燃料体、制御棒その他の設備を損壊することがないものであること。
５ 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（試験研究用等原子炉に反応度が異常に投入される事象をいう。第六十四条第五項において同じ。）に対して炉心冠水維持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又は炉心支持構造物の損壊を起こさないものでなければならない。
６ 原子炉停止系統は、反応度制御系統と共用する場合には、反応度制御系統を構成する設備の故障が発生した場合においても通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に試験研究用等原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、低温状態において未臨界を維持できるものでなければならない。

（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠ガイドの例（冷却不要）

自施設評価

○

○

同時確認

同時確認

・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。

○○

・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。

同時確認

同時確認

○

○

同時確認

同時確認

○

○

同時確認

同時確認

○

○

同時確認

同時確認

●

●

▲

○

同時確認

同時確認

▲

●

対象設備

・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。
・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。
・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。
・作動設定値の変更手順については、保安規定に定めて実施する。
【制御棒挿入速度検査】

・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）

・設備ごとに設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
【炉心過剰反応度検査】【密着時未臨界度検査】【制御安全棒反応度抑制効果検査】

・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
△
同時確認

－

●

●

【スクラム検査】【制御安全棒反応度抑制効果検査】

・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）●●【スクラム検査】【制御安全棒反応度抑制効果検査】

・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）●●【スクラム検査】【制御安全棒反応度抑制効果検査】
・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。
【スクラム検査】・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）

○

○

同時確認

同時確認

●

●

△
同時確認

－

○

○

同時確認

同時確認

△
同時確認

・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・動作原理上、反応度を増加させない構造であるため、定期事業者検査は不要である。
・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。
・炉心冠水維持及び炉心の冷却機能を必要としないため、定期事業者検査は不要である。

－

○

○

同時確認

同時確認

・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・スクラム検査と同時に確認する。

・制御設備（制御安全棒、
移動テーブル、安全棒）

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(7 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

ガイドの例（冷却不要）

項目
第三十四条 試験研究用等原子炉施設には、原子炉制御室が設けられていなければならない。

○
同時確認

２ 原子炉制御室は、試験研究用等原子炉の運転状態を表示する装置、試験研究用等原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置、異常を表示する警報装置その他の試験研究用等原子炉の安全を確保するための主要な装置が集中し、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設置されたものでなければならない。
３ 原子炉制御室は、従事者が、設計基準事故時に、容易に避難できる構造でなければならない。
34

原子炉制御室等

４ 原子炉制御室及びこれに連絡する通路は、試験研究用等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おいて、試験研究用等原子炉の運転の停止その他の試験研究用等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、かつ、一定期間とどまることができるように、遮蔽設備の設置その他の適切な放射線防護措置が講じられたものでなければならない。
５ 試験研究用等原子炉施設には、火災その他の要因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試験研究用等原子炉の運転を停止し、かつ、安全な状態を維持することができる設備が設けられていなければならない。ただし、試験研究用等原子炉の安全を確保する上で支障がない場合にあっては、この限りでない。
第三十五条 工場等には、次に掲げるところにより放射性廃棄物を廃棄する設備（放射性廃棄物を保管廃棄する設備を除く。）が設けられていなければならない。
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を超えないように、試験研究用等原子炉施設において発生する放射性廃棄物を廃棄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廃棄する設備と区別すること。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廃棄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
以外の流体状の廃棄物を取り扱う設備に逆流するおそれがないときは、この限りでない。
三 放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響その他の要因により著しく腐食するおそれがないものであること。
四 気体状の放射性廃棄物を廃棄する設備は、排気口以外の箇所において気体状の放射性廃棄物を排出することがないものであること。
五 気体状の放射性廃棄物を廃棄する設備にろ過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又はろ過装置の取替えが容易な構造であること。

35

廃棄物処理設
備

36

保管廃棄設備

―

○

○

同時確認

同時確認

○

○

同時確認

同時確認

○
同時確認

●

―

・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・使用に当たり構造や機能が変化しないため、定期事業者検査は不要である。

・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・警報検査、インターロック検査等と同時に確認する。

【保安記録確認（安全避難通路）】

安全避難通路・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
・原子炉停止後に制御室にとどまって監視しなくても安全性に影響はない
ため、定期事業者検査は不要である。
【スクラム検査（安全スイッチ）】・手動スクラムスイッチ【気体廃棄設備の風量検査】【気体廃棄設備の捕集効率検査】

・気体廃棄物廃棄設備

同時確認

●

▲

―

・但し書きに該当するため、定期事業者検査は不要である。

●
●

●
●

同時確認

同時確認

●

・気体廃棄物廃棄設備【保安記録確認（気体廃棄設備の外観）】

・気体廃棄物廃棄設備【気体廃棄設備の捕集効率検査】・同条（廃棄物処理設備）第１項第１号に係る検査と同時に行う。
・ろ過装置の取替えが容易なことについては、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。
【保安記録確認（液体廃棄設備の外観）】

・気体廃棄物廃棄設備（保安記録確認）○

七 固体状の放射性廃棄物を廃棄する設備は、放射性廃棄物を廃棄する過程において放射性物質が散逸し難いものであること。

【保安記録確認（気体廃棄設備の外観）】（保安記録確認）○●●（保安記録確認）－・当該設備はなく、廃棄物処理場に引き渡して処理する。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

▲

－

▲

－

▲

－

●

－

●

－

－

－

２ 固体状の放射性廃棄物を保管廃棄する設備が設置される施設は、放射性廃棄物による汚染が広がらないように設置されたものでなければならない。

●－

３ 前条第二項の規定は、流体状の放射性廃棄物を保管廃棄する設備が設置されている施設について準用す
る。

▲

－

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、放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響その他の要因により著しく腐食するおそれがないこと。

対象設備

○

●

六 液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備は、排水口以外の箇所において液体状の放射性廃棄物を排出することがないものであること。

２ 液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備（液体状の放射性廃棄物を保管廃棄する設備を除く。以下この項において同じ。）が設置される施設（液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。）は、次に掲げるところにより設置されていなければならない。
一 施設内部の床面及び壁面は、液体状の放射性廃棄物が漏えいし難いものであること。
二 施設内部の床面は、床面の傾斜又は床面に設けられた溝の傾斜により液体状の放射性廃棄物がその受け口に導かれる構造であり、かつ、液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備の周辺部には、液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設けられていること。
三 施設外に通ずる出入口又はその周辺部には、液体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止するための堰が設けられていること。ただし、施設内部の床面が隣接する施設の床面又は地表面より低い
場合であって液体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいするおそれがないときは、この限りでない。
第三十六条 放射性廃棄物を保管廃棄する設備は、次に掲げるところによるものでなければならない。
一 通常運転時に発生する放射性廃棄物を保管廃棄する容量を有すること。

自施設評価【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。
・該当する設備がないため、定期事業者検査は不要である。

・液体廃棄物廃棄設備

特別な定期事業者検査要否整理表（試験炉_ＦＣＡ施設）(8 / 8)

青字打ち消し線：原子炉長期停止中に伴い検査を省略する項目及び設備
定期事業者検査の要否
技術基準
技術基準の要求事項
条

37

38

ガイドの例
（冷却不要）

項目

原子炉格納施設

実験設備等第三十七条 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉格納施設が設けられていなければならない。
一 通常運転時に、その内部を負圧状態に維持し得るものであり、かつ、所定の漏えい率を超えることがない
ものであること。ただし、公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない場合にあっては、この限りでない。
二 設計基準事故時において、公衆に放射線障害を及ぼさないようにするため、原子炉格納施設から放出される放射性物質を低減するものであること。ただし、公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない場合にあっては、この限りでない。
第三十八条 試験研究用等原子炉施設に設置される実験設備等（試験炉許可基準規則第二十九条に規定する実験設備等をいう。以下この条において同じ。）は、次に掲げるものでなければならない。
一 実験設備の損傷その他の実験設備等の異常が発生した場合においても、試験研究用等原子炉の安全性を損なうおそれがないものであること。
二 実験物の移動又は状態の変化が生じた場合においても、運転中の試験研究用等原子炉に反応度が異常に投入されないものであること。

39

40

41

42

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

保安電源設備

警報装置

通信連絡設備
等

自施設評価

－

－

－

－

▲

▲

●

●
（保安記録確認）

三 放射線又は放射性物質の著しい漏えいのおそれがないものであること。
▲
四 試験研究用等原子炉施設の健全性を確保するために実験設備等の動作状況、異常の発生状況、周辺の環境の状況その他の試験研究用等原子炉の安全上必要なパラメータを原子炉制御室に表示できるものであること。
五 実験設備等が設置されている場所は、原子炉制御室と相互に連絡できる場所であること。

第三十九条 中出力炉、高出力炉に係る試験研究用等原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、当該試験研究用等原子炉施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれのあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置が講じられたものでなければならない。
第四十条 試験研究用等原子炉施設には、外部電源系統からの電気の供給が停止した場合において、試験研
究用等原子炉施設の安全を確保し必要な設備の機能を維持するために、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が設けられていなければならない。ただし、試験研究用
等原子炉施設の安全を確保する上で支障がない場合にあっては、この限りでない。
２ 試験研究用等原子炉の安全を確保する上で特に必要な設備は、無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する設備に接続されているものでなければならない。
３ 試験研究用等原子炉施設には、必要に応じ、全交流動力電源喪失時に試験研究用等原子炉を安全に停止し、又はパラメータを監視する設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の非常用電源設備が設けられていなければならない。
第四十一条 試験研究用等原子炉施設には、その設備の機能の喪失、誤操作その他の要因により試験研究用
等原子炉の安全を著しく損なうおそれが生じたとき、第三十一条第一号の放射性物質の濃度若しくは同条第三号の線量当量が著しく上昇したとき又は液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備から液体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じたときに、これらを確実に検知して速やかに警報する装置が設けられていなければならない。
第四十二条 工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、通信連絡設備が設けられていなければならない。
２ 工場等には、設計基準事故が発生した場合において当該試験研究用等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、多重性又は多様性を確保した通信回線が設けられていなければならない。

【定期事業者検査を行う場合の検査】（検査の名称や項目は代表的なもの）
又はその他の確認に代える場合の内容・根拠（●必要、▲場合による、○△同時確認・知見考慮、－該当なし）

●

△

○

同時確認

同時確認

○

○

同時確認

同時確認

－

－

▲

●

▲

●

▲

●

●

●

●

・安全上重要な施設に該当しないため、定期事業者検査は不要である。
（「放射線障害を及ぼすおそれがない」＝「著しい放射線被ばくのリスクを与えない」、試験炉許可基準規則の解説より）
・安全上重要な施設に該当しないため、定期事業者検査は不要である。
（同上）【インターロック検査、スクラム検査等（実験設備）】
・設置許可審査、設工認審査及び使用前事業者検査で確認する。

・ドップラー係数測定装置
・中性子カウンター駆動装
置等【保安記録確認（実験計画）】
・実験物の反応度効果については、保安規定に基づき、作業前に評価し、基準値以内であることを確認してから装荷する。
【外観検査（実験設備）】
・「著しい漏えい」とは、「放射線業務従事者に過度の放射線被ばくをもたらす漏えい」と解される。（試験炉許可基準規則の解説より）【警報検査、スクラム検査等（実験設備）】

・ドップラー係数測定装置
・中性子カウンター駆動装
置等
・ドップラー係数測定装置
・中性子カウンター駆動装
置等
・ドップラー係数測定装置
・中性子カウンター駆動装置等・第42条（通信連絡設備等）に係る検査と同時に確認する。

・安全上重要な施設に該当しないため、定期事業者検査は不要である。
（「多量の放射性物質又は放射線」＝「実効線量の評価値が発生事故当たり５ミリシーベルトを超えるもの」、試験炉許可基準規則の解説より）【非常用電源設備の作動検査】

・非常用電源設備（ガスタービン発電機）【非常用電源設備の作動検査 】

・非常用電源設備（蓄電池）【非常用電源設備の作動検査】

・非常用電源設備（ガスタービン発電機）【警報検査】

・排気ダストモニタ
・ガンマ線エリアモニタ
・中性子線エリアモニタ
・臨界モニタ・液体廃棄物廃棄設備
・通信連絡設備●●（保安記録確認）●（保安記録確認）

対象設備【保安記録確認（通信連絡設備）】・通信連絡設備に係る点検の記録確認等により行う。
【保安記録確認（通信連絡設備）】・通信連絡設備に係る点検の記録確認等により行う。
・「原子炉施設外の通信連絡をする必要がある場所」とは、「関係官庁等の異常時通報連絡先機関等」である。（試験炉許可基準規則の解説より）・通信連絡設備

原子炉施設（FCA）の特別な設備保全整理表
青字打ち消し線：長期停止中のため、保全活動及び検査を省略する設備※ 一部故障後交換あり
許可書
記載事項
ロ

対

象

設

備

機

器

中項目
（設備）

大項目
（施設）

供
小項目
（機器）

保全
重要度

保全
方式

用

段

中長期保守

階（通常の検査間隔12月間を超えない期間における定期的な点検及び検査）事業者検査項目（法令技術基準に関する事項)（●立会検査、◎抜取確認、○記録確認、△保安記録確認）

要領書
索引番号

点検頻度(項目)（◎保安規定,○運転手引等,△課長制定文書等,・関連文書）（通常の検査間隔12月間を超える期間での保全）

要領書
索引番号

点検補修

更新計画

要領書
索引番号

備考

担当課室

原子炉施設の一般構造
原子炉格納施設

炉室建家

附属建家

ハ 原子炉本体の構造及び設備（イ）炉心

a. 炉心構造△年次(外観)自点(本)時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][9 不法侵入防止][15 汚染防止][16 遮蔽]△年次(外観)自点(本)臨界技術第２課
臨界技術第２課

燃料取扱室○低時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][9 不法侵入防止][15 汚染防止]○低時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][15 汚染防止][16 遮蔽][26 貯蔵設備]

セミホット実験室
汚染検査室
汚染除去室
測定室

○低
○低
○低
○低

時間※ △(外観)[15 汚染防止]
時間※ △(外観)[15 汚染防止]
時間※ △(外観)[15 汚染防止]
時間※ △(外観)[15 汚染防止]

自点(本)
運手(本)
自点(本)
自点(本)
自点(本)
自点(本)

臨界技術第２課

燃料貯蔵庫△年次(外観)◎半期(外観,貯蔵状況)△年次(外観)△年次(外観)△年次(外観)△年次(外観)△年次(外観)

自点(本)

機械室

○低

事後

△年次(外観)自点(本)廃液タンク室（DP タンク室）
制御室

○低
○低

事後
事後

△年次(外観)△年次(外観)

自点(本)
自点(本)

臨界技術第２課
臨界技術第２課
工務第１課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

使用許可記載臨界技術第２課

テーブル

炉心物質装填用引出し
テーブル駆動機構

臨界技術第２課
臨界技術第２課

ベット
締付枠
制御安全棒支持板
制御安全棒支持枠

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

制御安全棒

臨界技術第２課

安全棒
制御安全棒駆動機構
パルス中性子発生装置

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

中性子源

臨界技術第２課

中性子源駆動機構
格子管集合体冷却設備
作業台（上下方向移動）臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

濃縮ウラン金属燃料

臨界技術第２課

天然ウラン金属燃料

臨界技術第２課

劣化ウラン金属燃料
Pu-Al(1.3w/o)合金燃料

臨界技術第２課
臨界技術第２課

プルトニウム酸化物燃料

臨界技術第２課

劣化ウラン酸化物燃料

臨界技術第２課

プラスチック被覆

臨界技術第２課

ステンレス鋼(304-L)
該当なし
該当なし
該当なし
パルス中性子発生装置

臨界技術第２課

起動用中性子源装置

臨界技術第２課（1）燃料装填用デスク（2）燃料移送設備

臨界技術第２課
臨界技術第２課（3）Pu燃料取扱・装填用フード（4）Pu燃料装荷用生体遮蔽板

臨界技術第２課
臨界技術第２課（1）燃料材ウラン金属燃料
プルトニウム燃料（ハ）減速材および反射材の種類（ニ）原子炉容器（ホ）放射線遮へい体の構造（ヘ）その他の主要な構造
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備（イ）核燃料物質取扱い設備の構造

時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][15 汚染防止][16 遮蔽]

四角柱格子管b. 炉心周辺機器（2）被覆材○低○低1/2 格子管集合体

制御安全棒（ロ）燃料体炉室(1次容器)炉室(2次容器)臨界技術第２課

二（ロ）核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力

核燃料物質取扱施設

核燃料物質貯蔵施設

核燃料物質取扱設備

核燃料物質貯蔵設備

燃料貯蔵庫

○低

時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][15 汚染防止][16 遮蔽][26 貯蔵設備]

濃縮ウラン収納容器●未臨界性確認検査[26 貯蔵設備]◎中時間△(外観,貯蔵状況)[26 貯蔵設備]

燃料貯蔵棚

○低

時間※ △(外観,貯蔵状況)[6 地震損傷防止][26 貯蔵設備]

Pu燃料収納容器●未臨界性確認検査[26 貯蔵設備]◎中ホ 原子炉冷却系統施設の構造および設備（イ）一次冷却設備（ロ）二次冷却設備（ハ）非常用冷却設備（二）その他の主要な事項

ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備（イ）計装

原子炉冷却系統施設

計測制御系統施設

格子管集合体冷却設備

核計装

その他の主要な計装（ロ）安全保護回路

計測制御系統施設

安全保護回路その他の主要な安全保護回路（ハ）制御設備（二）非常用制御設備（ホ）その他の主要な事項

計測制御系統施設

制御設備

時間△(外観,貯蔵状況)[26 貯蔵設備]◎半期(外観,貯蔵状況)△年次(外観)

運手(本)
自点(本)

◎半期(外観,貯蔵状況)△年次(貯蔵確認)◎半期(外観,貯蔵状況)△年次(貯蔵確認)

運手(本)
自点(本)
運手(本)
自点(本)

◎半期(外観,貯蔵状況)△年次(貯蔵確認)

運手(本)
自点(本)

臨界技術第２課

自検(本)臨界技術第２課

臨界技術第２課

自検(本)臨界技術第２課

該当なし
該当なし
該当なし
送風機
高性能フィルター
冷却室

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

ダンパー

臨界技術第２課

起動系
運転系

臨界技術第２課
臨界技術第２課

安全系
炉心温度計
テーブル位置表示計
制御安全棒シリンダー圧力計
原子炉停止回路臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

地震計
警報回路
起動インターロック回路

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

インターロックバイパス
移動テーブル駆動機構

臨界技術第２課
臨界技術第２課

制御安全棒
移動テーブル
安全棒
該当なし
該当なし

臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

1 / 2 ページ

原子炉施設（FCA）の特別な設備保全整理表
青字打ち消し線：長期停止中のため、保全活動及び検査を省略する設備※ 一部故障後交換あり
対

許可書
記載事項
放射性廃棄物の廃棄施設の構造
および設備（イ）気体廃棄物の廃棄設備

象

設

備

機

器

中項目
（設備）

大項目
（施設）

供
小項目
（機器）

保全
重要度

保全
方式

○低

時間※

用

段

中長期保守

階（通常の検査間隔12月間を超えない期間における定期的な点検及び検査）事業者検査項目（法令技術基準に関する事項)（●立会検査、◎抜取確認、○記録確認、△保安記録確認）

要領書
索引番号

（通常の検査間隔12月間を超える期間での保全）

要領書
索引番号

点検頻度(項目)（◎保安規定,○運転手引等,△課長制定文書等,・関連文書）

点検補修

更新計画

要領書
索引番号

備考

担当課室

ト

放射性廃棄物廃棄施設

気体廃棄物の廃棄設備

排気設備
フィルタ装置

○低

時間※

○低

事後

○低

時間※

○気体廃棄設備の風量検査[35 廃棄物処理施設][17 換気設備]△(外観)[35 廃棄物処理施設]○気体廃棄設備の捕集効率検査[35 廃棄物処理施設]

自検(特)△年次(外観,作動,絶縁抵抗)

自点(特)、課特3△年次(外観)自点(特)△年次(外観)自点(本)△月例(作動)△年次(外観,漏えい)

課特1
自点(特)

工務第１課

自検(特)

△(外観)[35 廃棄物処理施設]

工務第１課

気密バタフライバルブ
排気筒（ロ）液体廃棄物の廃棄設備

放射性廃棄物廃棄施設

液体廃棄物の廃棄設備

廃液タンク（ハ）固体廃棄物の廃棄設備
チ 放射線管理施設の構造および設備（イ）屋内管理用の主要な設備の種類

放射線管理施設

作業環境モニタリング設備

汚染管理設備

その他の設備（ロ）屋外管理用の主要な設備の種類
リ

除染設備○警報検査[41 警報装置]△(外観)[35 廃棄物処理施設]

自検(特)

工務第１課
臨界技術第２課
工務第１課
工務第１課

排水ポンプ

○低

事後

△年次(外観,作動,絶縁抵抗)

自点(特)

工務第１課

配管
該当なし

○低

時間※ △(外観)[35 廃棄物処理施設]△年次(外観)自点(特)、課特2

工務第１課

エリアモニター

◎中

時間※

自検(放)

○年次

放手1、放手2

ダストモニター◎中時間※ ○放射性物質濃度検査[31 放管施設]

自検(放)

○年次

放手1、放手2臨界モニター◎中時間※ ○警報検査[41 警報装置]

自検(放)

○年次

放手1、放手2

ガンマ線サーベイメータ

○低

事後

○年次

放手1、放手2中性子線サーベイメータ

○低

事後

○年次

放手1、放手2

ハンドフットモニター

○低

事後

○年次

放手1、放手2

表面汚染検査用サーベイメータ

○低

事後

○年次

放手1、放手2

放射能測定装置
シャワー設備洗浄設備(洗面台)
除染資材

○低
○低
○低
○低

事後
事後
事後
事後

○年次
△四半期(状況確認)△四半期(状況確認)△四半期(状況確認)

放手1、課放1
自点(本)
自点(本)
自点(本)

臨界技術第２課

防護器材
グリーンハウス資材
マスクマンテスト装置

○低
○低
○低

事後
事後
事後

△四半期(状況確認)△四半期(状況確認)△四半期(状況確認)

自点(本)
自点(本)
自点(本)

時間※

○年次

放手1、放手2臨界技術第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課
放射線管理第２課
線量管理課○警報検査[41 警報装置]○線量当量率の測定検査[31 放管施設]○警報検査[41 警報装置]○放射性物質濃度検査[31 放管施設]

放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
線量管理課
放射線管理第２課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

放射線管理施設

排気筒モニタリング設備

ダストモニター◎中

原子炉格納施設

炉室建家

炉室(1次容器)○低時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][15 汚染防止]△年次(外観)自点(本)臨界技術第２課

炉室(2次容器)○低時間※ △(外観)[6 地震損傷防止][9 不法侵入防止][15 汚染防止]△年次(外観)自点(本)臨界技術第２課

非常用アルゴンガス放出設備
自動火災報知設備
消火器

○低
○低

時間※ △(法定検査確認)[21 安全設備]時間※ △(法定検査確認)[21 安全設備]

副警報盤

○低

事後

・法定消防設備点検
・法定消防設備点検△日常－(外部記録)(外部記録)
自点(本)拠点9臨界技術第２課
危機管理課
危機管理課
臨界技術第２課
危機管理課
工務第１課

○低

時間※ ○非常用電源設備の作動検査[40 保安電源設備]△年次(外観,作動,絶縁抵抗)△月例(作動)

自点(特)
課特1

自検(放)

原子炉格納施設の構造および設備

その他の主要な事項

消火設備

空気調和機
ヌ その他原子炉の附属施設の構造及び設備（イ）非常用発電設備の構造

非常用電源設備

非常用発電機

ガスタービン発電機

自検(特)

工務第１課

蓄電池
電源設備

受変電設備

高圧受電盤
低圧受電盤

○低
○低

事後
事後

△年次(外観,作動,絶縁抵抗)△年次(外観,絶縁抵抗)

自点(特)
自点(特)

工務第１課
工務第１課
工務第１課

変圧器

○低

事後

△年次(外観,絶縁抵抗)

自点(特)

工務第１課

（ロ）主要な実験設備の構造

実験設備

ドップラー係数測定装置
中性子カウンター駆動装置

臨界技術第２課
臨界技術第２課（ハ）その他の主要な事項

実験設備

炉心内挿入物

均質サンプル
反応度価値測定用サンプル

臨界技術第２課
臨界技術第２課

通信連絡設備

通信設備、表示ランプ等

通信設備

安全避難通路

安全避難通路

建家内通路(炉室、燃料取扱室等)
誘導標識

○低
○低

時間※ △(外観)[20 安全避難通路]時間※ △(法定検査確認)[20 安全避難通路]△年次(外観)・法定消防設備点検

自点(本)(外部記録)

屋内退避設備○低○低時間※ △(法定検査確認)[20 安全避難通路]時間※ △(作動)[20 安全避難通路]

・法定消防設備点検△年次(作動)(外部記録)
自点(本)廃棄物の仕掛品の保管場所
管理区域境界周辺監視区域境界

誘導灯
非常灯
仮設照明
固体廃棄物容器
金属製容器等
区画物、標識区画物、標識○低事後△四半期(外観,保管状況)

自点(本)

○低
○低

事後
事後

△年次(区画物,標識)

自点(本)使用許可記載臨界技術第２課－

拠点13

使用許可記載立入制限区域境界

立入制限区域フェンス○低時間※ △(外観)[9 不法侵入防止]

・日常(外部点検)

拠点12

核物質管理課
核物質管理課
臨界技術第２課

保全方式
事後

共鳴干渉効果測定用サンプル

燃料取扱室
境界

許可書
記載事項
電気工作物
クレーン

危険物施設

対
大項目
（施設）
電気工作物
クレーン

危険物(乙３類)

象

設

備

機

使用許可記載

器

供
小項目
（機器）

用

段

臨界技術第２課（通常の検査間隔12月間を超える期間での保全）

担当課室

電気工作物

保全
重要度
○低

・年次(外観,絶縁抵抗)

拠点3

臨界技術第２課

工務第１課所掌分

電気工作物

○低

事後

・年次(外観,絶縁抵抗)

拠点3

原子炉建家

炉室

○低

事後

・法定点検

(外部記録)

附属建家

燃料取扱室

○低

事後

・法定点検

(外部記録)

工務第１課
臨界技術第２課
工務第２課
臨界技術第２課
工務第２課

事後△月例(外観,使用状況)△年次(外観,設備状況)

自点(本)

○低

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要領書
索引番号

備考

中項目
（設備）
臨界技術第２課所掌分

金属ナトリウム

要領書
索引番号

危機管理課
臨界技術第２課
臨界技術第２課

中長期保守

階（通常の検査間隔12月間を超えない期間における定期的な点検及び検査）事業者検査項目（法令技術基準に関する事項)（●立会検査、◎抜取確認、○記録確認、△保安記録確認）

臨界技術第２課
臨界技術第２課
危機管理課
臨界技術第２課
危機管理課

点検頻度(項目)（◎保安規定,○運転手引等,△課長制定文書等,・関連文書）

点検補修

更新計画

要領書
索引番号

臨界技術第２課

原子炉施設（FCA）の要領書リスト
要領書・成績書（略称可）

種別
検査

種類
自主検査

索引番号

運転手引
放射線管理手引

保守管理

自主点検
その他

FCA特定施設の自主検査要領
定期事業者検査(原子炉施設)に係る自主検査要領書(FCA施設放射線管理施設)

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

自検(放)

放射線管理第2課長室

FCA12号室

放射線管理第２課

成績書（今年度、過去分）
同左

臨界技術第２課

運手(本)FCA本体施設運転手引

FCA書庫

同左

臨界技術第２課

運手(特)FCA特定施設運転手引(原子炉施設編)

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

放手1

放射線管理手引（施設放射線管理編）

再処理特別研究棟322号室

再処理特別研究棟322号室

放射線管理第２課

放手2

放射線管理手引（放射線測定機器管理編）

線量管理課居室

FCA12号室

線量管理課

自点(本)

自主点検要領(本体施設)

FCA書庫

同左

臨界技術第２課

自点(特)

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

課本1

FCA特定施設の自主点検要領
FCA施設の予備品の保管管理及び交換・使用に関する要領書

FCA書庫

同左

臨界技術第２課課本2

TCA、FCA施設廃棄物の仕掛品、放射性廃棄物及び再使用する物品の管理要領

FCA書庫

同左

臨界技術第２課

課本3

TCA施設及びFCA施設の核燃料物質の取扱いに係る管理要領

FCA書庫

同左

臨界技術第２課

課本4

TCA施設及びFCA施設の汚染事故対応要領

FCA書庫

同左

臨界技術第２課

課特1

FCA設備機器の月例点検要領
工務技術部放射性廃液配管の管理要領

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

課特2

拠点要領

要領書

担当課

FCA書庫

自検(本)
自検(特)

手引

保管場所

名称（章・節）定期事業者検査(原子炉施設)に係る自主検査要領書(FCA施設 本体施設)課特3

工務技術部排気ダクトの管理要領

工務管理棟

FCA10号室

工務第１課

課放1

放射線管理第2課長室

再処理特別研究棟322号室

放射線管理第２課

拠点1

管理用計測機器の点検要領
放射線安全取扱手引

拠点2

放射線障害予防規程

拠点3

電気工作物保安規則

拠点4

クレーン等運転管理要領

拠点5

フォークリフト運転管理要領

拠点6

安全衛生管理規則

拠点7

危険物災害予防規則

拠点8
拠点9
拠点10

発火性物質取扱規則
安全警報設備管理手引
消防計画

拠点11

共通施設管理手引

拠点12

核物質防護規定(原子炉施設・使用施設)、施設核物質防護要領

拠点13

周辺監視区域管理手引

備考