2019 年 11 月 7 日
原子力エネルギー協議会
実条件性能および定期試験における確認行為の対応関係について
許認可に基づく要求事項（実条件性能）の確認範囲のイメージと、定期検査時に実施する定期試験および月例にて実施する定期試験等にて確認する範囲の対応について整理した。
保安規定
条文

保安規定
条文名称

保安規定
（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）（A）

定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準（A－D）

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）（B）

月例等定期試験名称「実条件性能確認」適合の考え方
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】（C：一部 D を含む）

実条件性能確認評価（C：一部 D を含む）

非常用炉心冷却系が前項で定める運転上の制○原子炉への実注入試験【定事検/月例】
限を満足していることを確認するため，次の各
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上 ・テストラインの圧力損失等を考慮したポンプ起動試験により、号を実施する。
困難と考える。
必要な流量や揚程を確認している。また、電動弁開閉試験を実（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，高圧炉心・原子炉出力及び原子炉水位の変動。
施し系統構成が適切になされることを確認している。
注水系，低圧注水系及び自動減圧系が模擬信・注水に伴う原子炉水質の悪化。
号で作動すること及び格納容器スプレイ冷却系が手動で作動することを確認し，その結果を当直長に通知する。
（２）運転評価ＧＭは，定検停止後の原子炉起（高圧炉心注水系）
動から定期検査終了までの期間において，原原子炉設置（変更）許可申請
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから
子炉隔離時冷却系が模擬信号で作動すること
書にて要求する機能を満足し実条件性能確認に対しては下記の通り。
を確認し，その結果を当直長に通知する。
ていること（３）当直長は，定検停止後の原子炉起動前に【判定基準】①機能要求時に自動起動す【定事検】
表３９－２（項目３）に定める事項及び高圧炉心○運転性能検査（①、③）・高圧炉心注水系ポンプの流量、全揚程ること。
・高圧炉心注水系ポンプはD/G運転性能確認にて事故信号を
注水系，低圧注水系（格納容器スプレイ冷却
・D/G遮断機投入からHPCF遮断機投入まで0＋
ポンプ流量（高定格：727m3/h以上 低定格：
②機能要求時に適切に系統模擬した自動起動試験により系統に要求される性能及び運転系），原子炉隔離時冷却系の主要な手動弁と2s以内
182m3/h以上）構成されること。
○模擬信号投入による自動起動試験【月例】
状態を確認している。
電動弁が原子炉の状態に応じた開閉状態並び・ポンプ
流量(m3/h)、全揚程(m)：
流量がポンプ全揚程（高定格：190m以上
低定格：890m以
非常炉心冷却系③運転性能が要求機能を満【定例試験】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上 【日常管理】に主要配管が満水であることを確認する。※１727(高定格流量)以上で、全揚程190以上である
上）（その１）足していること。
高圧炉心注水ポンプ手動起動試験（1ヶ困難と考える。
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施す（４）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及こと（原子炉施設保安規定） 流量が182(低定・運転確認後、使用した弁が待機状態にあること及び工事計画書に記載されるポン
月／回）
・試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の るために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等
び高温停止（原子炉隔離時冷却系及び自動減あること及び主要配管が満水であること
プの流量・揚程が担保されて 要領書13：ディーゼル 格流量)以上で、全揚程890以上であること（原子対応遅れの可能性。
する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れ
圧系については原子炉圧力が１．０３MPa[gage]
炉施設保安規定）
ポンプ、室空調機、配管・弁について、異臭、異音、いること。
があることから、安全上実施すべきではない。この為、自動起発電機、非常用炉心冷 ・振動・異音・異臭がないこと以上）において，表３９－２（項目３を除く。）に定異常振動、漏えいの有無を現場にて確認
流量：低圧時727m3/h動に係る論理回路については、中央制御室での日常監視によ
却系（原子炉隔離時冷める事項を確認する。
・系 漏えいがないこと
試験後の弁状態が試験前と同様であること、
全揚程：低圧時190m3/h
り健全性を確認している。
却系除く）、原子炉補機系統が満水であること（トップベントで確認）
冷却系機能検査(LCO)
流量：高圧時182m3/h
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理す
非常用炉心冷却系
全揚程：高圧時890m3/h
る。
項目：動作可能であるべき系列数

D

39条

C

高圧炉心注水系：２※１
低圧注水系：３※１
原子炉隔離時冷却系：１※１（原子炉圧力が１．０３MPa[gage]以上）
自動減圧系：８※２（原子炉圧力が１．０３MPa[gage]以上）
格納容器スプレイ冷却系３※３○弁動作検査（②）
弁動作時間(s)HPCF注入隔離弁(B),(C) (E22-MO-F003B,C)：
弁動作 全閉→全開 動作時間8s以内【判定基準】【定例試験】
・注入隔離弁及び試験可能逆止弁が開することを確
高圧炉心注水系電動弁手動全開全閉 認＜不足無し＞
試験（1ヶ月／回）
・動作確認後、作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認―

許認可に基づく要求事項と定期試験における確認項目の比較（抜粋）（例 非常用炉心冷却系その１（高圧炉心注水系のみ記載）（BWR））

D 実条件が設定困難な範囲
E 保全、日常管理によって担保している範囲C 運転中に実施困難な範囲

A 技術基準にて要求される機能（許認可要求事項）

・・・
B 月例の定期試験における確認範囲

定期検査時の 月例の
定期試験
定例試験

月例の
定例試験

・・・

月例の
定例試験

定期検査時の
定期試験
時系列

確認範囲の対応イメージ
上記イメージのとおり、技術基準にて要求される設備の性能（許認可要求事項）を運転期間中において担保するための行為として、定期検査時に実施する設備の保全及び定期試験にて確認を実施している。
また、日常の巡視点検、月例で実施する定期試験にて設備の動作可能性を確認しており、これらにより偶発故障を含めた不具合を想定して主要なパラメータの確認を持って設備の信頼性を担保している。これらについて、別紙の通り整理を行った。

1

別紙

関 西 電 力高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）「実条件性能確認」適合の考え方

実条件性能（許認可要求事項）

定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

停止余裕

事故後の機能要求なし【日常点検】ＲＣＳ、ＲＨＲＳほう素濃度確認（１回／３日）原子炉停止余裕検査(LCO)(1) モード２（未臨界状態）、３および４において、 1.8 %Δk/k 以上であること(2) モード５において、 1.0 %Δk/k 以上であること

21条

臨界ボロン濃度(SR)
臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、燃料取替後、モード１になるまでに１回、臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差を確認し、その結果を当直課長に通知する。
(2) 原子燃料課長は、モード１および２において、実効最大出力運転日数が６０日に達して以降、事故後の機能要求なし
１ヶ月に１回、臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差を確認する。

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】(SR)
停止余裕が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード２（未臨界状態）、３、４および５において、３日に１回、停止余裕を確認する。
20条

月例等定期試験名称

・判定基準以内であること

実条件性能確認評価／プレコン

事故後の実条件性能の要求なし

炉物理検査【日常点検】(1)零出力時炉物理検査
臨界ボロン濃度の測定値とそのa．原子炉臨界ボロン濃度測定検査
差確認
・±100 ppm 以内であること
全制御棒クラスタ全引抜時の臨界ボロン濃度が設計値±50ppm（モード１になるまで）以内であること。
（１回／月）

事故後の実条件性能の要求なし

炉物理検査(1)零出力時炉物理検査
b．減速材温度係数測定検査
制御棒そう入限界の範囲内で負であり、設計値±3.6pcm/℃以内であること。

事故後の実条件性能の要求なし(LCO)
臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差±100 ppm 以内であること

22条

減速材温度係数(SR)
減速材温度係数が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、燃料取替に伴う燃料装荷開始までに、減速材温度係数を解析により確認する。
(2) 原子燃料課長は、燃料取替後、モード１になるまでに１回、減速材温度係数が負であることを測事故後の機能要求なし
定により確認し、その結果を当直課長に通知する。

【定例試験】
減速材温度係数確認（燃料装荷開始前）（モード１になるまで）

・モード１および２（臨界状態）において、負であること
・モード１、２および３において、 -78×10-5 Δk/k/℃ 以上である
こと

(LCO)
減速材温度係数(1) モード１および２（臨界状態）において、負であること(2) モード１、２および３において、 -78×10 -5 Δk/k/℃ 以上であること

23条

制御棒動作機能(SR)
制御棒動作機能が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 電気保修課長は、定期検査時に、制御棒の全引抜位置からの落下時間（原子炉トリップ信号発
信から全ストロークの８５％に至るまでの時間）が１号炉および２号炉では２．０秒以下、３号炉および４号炉では２．５秒以下であることを確認し、その結果を当直課長に通知する。
安全解析で期待している制御棒挿入(2) 当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、３ヶ月に１回、全挿入されていない制御棒 に要する時間が工事計画書の記載値をバンク毎に動かして、各制御棒位置が変化することにより、制御棒が固着していないことを確認す を満足していることる。
【工事計画書】
制御棒駆動系機能検査(3) 当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、１２時間に１回、制御棒毎に各制御棒位置 そう入時間：２．５秒以下がステップカウンタの表示値の ±12 ステップ以内にあることを確認する。
（電源しゃ断よりダッシュポット上端にまた、当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、制御棒位置偏差大を検知する警報が動 至るまでの時間）
作不能となった場合、４時間に１回、制御棒毎に各制御棒位置が、ステップカウンタの表示値の ±12 ステップ以内にあることを確認する。

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

そう入検査
原子炉トリップ信号発信（ＵＶコイル電源断）から全ストロークの85％そう入までの時間が2.5秒※２以下であること。

【定例試験】
制御棒作動試験（１回／１ヶ月）【定事検】・設置許可で定める時間内に制御棒が挿入されることを確認することで担保する。
○スクラム試験【月例等】【月例試験】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と・停止用制御棒の制御棒位置：制御棒位置指示計の指示が変化
・制御棒が固着等によりスクラム機能へ影響しないことを確認する
考える。
すること。
ため、挿入、引抜を確認するとともに、制御棒の位置を確認するこ①局所における急激な出力変動を与えるため、燃料破損リスク増
・制御用制御棒の制御棒位置：制御棒位置指示計の指示が変化とで担保する。
大。
すること。
【日常管理】②各パラメータが大幅に変動し、各制御機器の動作を誘発。
・制御棒の位置を定期的に確認（不整合等がないこと）することで担保する。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

(LCO)(1)全ての制御棒が挿入不能でないこと【プレコン疑義】
特に無し(2)全ての制御棒が不整合でないこと

24条

制御棒の挿入限界

事故後の機能要求なし(SR)
制御棒の挿入限界が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、制御グループバンクおよび停止グループバンクの挿入限界を定め、原子炉主任技術者の確認を得た上で、所長の承認を得て、発電室長に通知する。
(2) 当直課長は、臨界操作開始前の４時間以内に、臨界時の制御グループバンクおよび停止グ
ループバンクの推定位置が挿入限界以上であることを確認する。
(3) 当直課長は、モード１および２において、１２時間に１回、各停止グループバンクが挿入限界以上であることを確認する。
(4) 当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、１２時間に１回、各制御グループバンクが事故後の機能要求なし
挿入限界以上であることを確認する。また、当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、制御グループ制御棒挿入限界異常低を検知する警報が動作不能な場合、４時間に１回、各制御グ
ループバンクが挿入限界以上であることを確認する。
(5) 当直課長は、モード１および２（臨界状態）において、１２時間に１回、炉心から全引抜がなされていない制御グループバンクがオーバラップを満足していることを確認する。

――【日常点検】
制御棒位置確認（１回／１２時間）

・各制御棒位置が±12ステップ以内――【日常点検】
挿入限界確認（臨界操作開始前の４時間以内）（１回／１２時間）

・制御・停止グループバンクが挿入限界以上であること（臨界操作事故後の実条件性能の要求なし
前）・停止グループバンクが挿入限界以上であること（１回／１２時間）

事故後の実条件性能の要求なし(LCO)(1) モード１および２において、停止グループバンクが挿入限界以上であること(2) モード１および２（臨界状態）において、制御グループバンクが挿入限界以上であることおよび
オーバラップを満足していること

25条

制御棒位置指示(SR)
制御棒位置指示が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、制御棒の移動範囲において、各制御棒位置がステップカウン
事故後の機能要求なし
タの表示値の ±12 ステップ以内にあることを確認し、その結果を発電室長に通知する。

制御棒位置指示装置設定値検査(LCO)
制御棒位置指示装置及びステップカウンタが動作可能であること

26条

炉物理検査 －モード１－(SR)
原子炉熱出力が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１での炉物理検査時において、１時間に１回、原子炉熱出力を確認する。

事故後の機能要求なし(1) 制御棒位置指示装置設定値検査
a.設定値は、添付資料－6に示す設定値であること。
【日常点検】
b 添付資料－6に示す警報が正常に動作すること。
制御棒位置指示確認(2) 制御棒位置指示装置指示確認検査(確認頻度の設定なし）
制御棒位置指示値が、ステップカウンタ値±12ステップ以内にあ
ること。

27条

―

【定例試験】
原子炉熱出力確認（モード１での炉物理検査時）

・原子炉熱出力が85％以下であること

事故後の実条件性能の要求なし――【定例試験】
停止余裕確認（モード２での炉物理検査時）

・停止余裕が1.8 %Δk/k 以上であること

事故後の実条件性能の要求なし(LCO)
停止余裕 1.8 %Δk/k 以上であること

実条件性能要求対象外【月例等】不足分

事故後の実条件性能の要求なし

―

(LCO)
原子炉熱出力 ８５％以下であること(SR)
停止余裕が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、モード２での炉物理検査開始までに、第３４条（計測および制御設備）の規定に基づく出力領域および中間領域中性子束計装に関する設定値確認および機能検査が完了していることを確認する。
(2) 原子燃料課長は、モード２での炉物理検査開始までに、炉物理検査時の停止余裕を解析により
炉物理検査 －モード２－ 確認するとともに、モード２での炉物理検査時（臨界になるまでの期間を除く）のうち最も制御棒を挿 事故後の機能要求なし
入した状態において、１回、停止余裕を確認する。
(3) 当直課長は、モード２での炉物理検査時において、１時間に１回、モード２の状態であることを確認する。

・制御棒位置指示装置及びステップカウンタが動作可能であること【定事検/月例等】不足分

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関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
異臭：過熱による異臭がないこと
漏えい：本体、付属機器及び接続部より著しい漏えいがないこと※１
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること※２
制御棒による原子炉停止が不可能な
化学体積制御系機能検査
場合に、化学体積制御系による原子(SR)
化学体積制御系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実 炉停止機能（高温状態並びに低温状
態で炉心を臨界未満にでき、かつ、臨施する。
(1) 当直課長は、モード１および２において、１ヶ月に１回、１台以上の充てん／高圧注入ポンプにつ 界未満を維持）を確保するため、ほう酸濃縮の機能があること
いて、ポンプを起動し、動作可能であることを確認する※１。
(2) 当直課長は、モード１および２において、１ヶ月に１回、１台以上のほう酸ポンプについて、ポンプ①機能要求時に起動すること。
を起動し、動作可能であることを確認する。
(3) 当直課長は、モード１および２において、ほう酸タンクのほう素濃度、ほう酸水量およびほう酸水 ②機能要求時に適切に系統構成されること。
温度を表２８－２で定める頻度で確認する。
(4) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉の緊急ほう酸水補給弁が開弁できることを確 ③運転性能が要求機能を満足してい化学体積制御系（ほう酸濃 認する。
ること。
縮機能)
【要求値（工事計画書）】(LCO)
ほう素濃度：４wt%(1)ほう酸濃縮に必要な系統のうち、１系統以上が動作可能であること
ほう酸タンク貯蔵量：58.9m3（最小）充てん／高圧注入ポンプ：
容量(m3/h)：147m3/h以上
揚程(m)：732m以上
ほう酸ポンプ：
容量(m3/h)：17m3/h以上
揚程(m)：72m以上

緊急ほう酸濃縮機能確認(2)ほう酸タンクのほう素濃度、ほう酸水量およびほう酸水温度が表２８－２で定める制限値内にな
ること
表２８－２
ほう素濃度 ：7000ppm
ほう酸水量 ：58.9m3
ほう酸水温度：18℃以上

29条

原子炉熱出力月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】(1) 充てん／高圧注入ポンプ運転性能検査（①）
充てん／高圧注入ポンプの運転状態が次の表を満足すること。

28条

月例等定期試験名称(SR)
原子炉熱出力が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 技術課長は、原子炉熱出力について運転管理目標を定め、発電室長に通知するとともに、当直
課長は、モード１において、１時間に１回、原子炉熱出力の瞬時値※２および１時間平均値※３を確事故後の機能要求なし
認する。

※化学体積制御系統の機能又は性能確認は「非常用炉心冷却系機能検査」における充てん／高圧注入ポンプ運転性能検査結果を踏まえて実施する。

(2) 系統性能検査（③）
測定値が制限値を満足し、かつ、安定していること。
なお、ほう酸水補給量及び原子炉補給水補給量については、記録採取ができること。
詳細な制限値については、添付資料－７のとおり。

○緊急ほう酸濃縮機能確認（②、③）
ほう酸ポンプによりほう酸水を緊急ほう酸水補給弁を通して原子炉冷却系統へ注入できること
以下、記録採取（ほう酸ポンプ関係）
・緊急ほう酸注入流量
・緊急ほう酸水補給弁開閉時間
・ほう酸ポンプ出口圧力
・ほう酸フィルタ出入口圧力・ポンプ
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと。
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
【定例試験】・系
充てん／高圧注入ポンプ起動試
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド
験
部から著しい漏えいがないこと。(注1)（１回／月）
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること。(注2)
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
注２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。

＜不足無し＞【日常点検】
ほう酸水補給量及び原子炉補給
水補給量の記録を採取（１回／日）＜不足無し＞―【定例試験】
ほう酸ポンプ起動試験（１回／月）

・ポンプ
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと。
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
・系
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著しい漏えいがないこと。(注1)
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること。(注2)
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
注２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。

30条－【日常点検】
ほう素濃度確認（１回／月）
ほう酸水量、ほう酸水温度確認（１回／週）

・ほう素濃度が7000ppm以上であること
・ほう酸水量が58.9m3以上であること
・う酸水温度が18℃以上であること＜不足無し＞――【日常点検】
原子炉熱出力確認（１回／時間）・2660MWt以下であること

事故後の実条件性能の要求なし(2)出力時炉物理検査
a．出力時出力分布測定検査
相対出力1.0以上の燃料集合体について相対出力誤差が±10％以内であること。
相対出力の平均自乗誤差が5％以下であること。
FQ(Z)、FN△Hが以下の制限値以下であること。(保安規定)
FQ(Z) ≦ 2.32×K(Z)／P (ただし、P＞0.5)
FQ(Z) ≦ 4.64×K(Z) (ただし、P≦0.5)
FN△H ≦ 1.60[ 1+0.2(1－P)](LCO)
原子炉熱出力が 50 % を超える場合、 2.32/P×K(Z) 以下であること
原子炉熱出力が 50 % 以下の場合、 4.64×K(Z) 以下であること

31条

(SR)
ＦＮΔＨが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、燃料取替後、原子炉熱出力が 75 % を超える前までに１回、炉内出力分布測核的エンタルピ上昇熱水路 定を行い、ＦＮΔＨを確認し、その結果を当直課長に通知する。その後、原子燃料課長は、モード１
事故後の機能要求なし
係数（ＦＮΔＨ）
において、１ヶ月に１回、炉内出力分布測定を行い、ＦＮΔＨを確認する。

FQ(Z)：熱流束熱水路係数
FN△H：核的エンタルピ上昇熱水路係数
P：原子炉出力の定格に対する割合(相対出力)
K(Z)：炉心高さZに依存するFQ制限係数

炉物理検査

(LCO)
1.60(1+0.2(1-P)) 以下であること

32条

(SR)
軸方向中性子束出力偏差が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、軸方向中性子束出力偏差の目標範囲および許容運転制限範囲を定め、原子炉主任技術者の確認を得た上で、所長の承認を得て、発電室長に通知する。
(2) 原子燃料課長は、モード１（原子炉熱出力が 15 % を超える）において、１ヶ月に１回、実測による出力領域の軸方向中性子束出力偏差目標値の評価を行い、その結果を当直課長に通知する。
ただし、燃料取替終了後、実測による評価を行うまでは、解析による目標値の評価で代替することができる。
軸方向中性子束出力偏差
事故後の機能要求なし(3) 当直課長は、モード１（原子炉熱出力が 15 % を超える）において、１週間に１回、軸方向中性子
束出力偏差を確認する。ただし、軸方向中性子束出力偏差制限値超過を検知する警報または軸方向中性子束出力偏差の異常を検知する警報が動作不能な場合、原子炉熱出力が 90 % 以上の時は１５分に１回、 90 % 未満の時は１時間に１回、軸方向中性子束出力偏差を確認する。

【定例試験】
熱流束熱水路係数（ＦＱ(Z)）確認 ・原子炉熱出力が 50 % を超える場合、 2.32/P×K(Z) 以下である
事故後の実条件性能の要求なし（原子炉熱出力が75％超える前 こと・原子炉熱出力が 50 % 以下の場合、 4.64×K(Z) 以下であること
まで）（１回／月）【定例試験】
核的エンタルピ上昇熱水路係数（ＦＮΔＨ）確認
・1.60(1+0.2(1-P)) 以下であること（原子炉熱出力が75％超える前まで）（１回／月）

事故後の実条件性能の要求なし

・原子炉熱出力が 50 % 以上の場合、目標範囲内にあること
・原子炉熱出力が 15 % を超え 50 % 未満の場合、許容運転制限
範囲内にあること

事故後の実条件性能の要求なし

・1.02 以下であること

事故後の実条件性能の要求なし――【日常点検】
軸方向中性子束出力偏差目標
値評価（１回／月）
軸方向中性子束出力偏差（１回／週）――【日常点検】
１／４炉心出力偏差確認（１回／週）(LCO)
軸方向中性子束出力偏差(1) 原子炉熱出力が 50 % 以上の場合、目標範囲内にあること(2) 原子炉熱出力が 15 % を超え 50 % 未満の場合、許容運転制限範囲内にあること

33条

１／４炉心出力偏差(SR)
1/4炉心出力偏差が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１（原子炉熱出力が 50 % を超える）において、１週間に１回、1/4炉心出力偏差を確認する。
ただし、出力領域上部中性子束偏差大を検知する警報または出力領域下部中性子束偏差大を検知する警報が動作不能である場合、１２時間に１回、1/4炉心出力偏差を確認する。また、出力領域
中性子束計装からの1/4炉心出力偏差への入力が動作不能な場合、以下により1/4炉心出力偏差を確認する。
(a) 当直課長は、原子炉熱出力が 75 % 未満で、出力領域中性子束計装１チャンネルからの1/4炉
心出力偏差への入力が動作不能な場合、１週間に１回、残りの３チャンネルによる計算結果により 事故後の機能要求なし
確認する。
(b) 原子燃料課長は、原子炉熱出力が 75 % 未満で、出力領域中性子束計装２チャンネル以上からの1/4炉心出力偏差への入力が動作不能な場合、１週間に１回、炉内出力分布測定結果により確認し、その結果を当直課長に通知する。
(c) 原子燃料課長は、原子炉熱出力が 75 % 以上で、出力領域中性子束計装１チャンネル以上からの1/4炉心出力偏差への入力が動作不能な場合、１２時間に１回、炉内出力分布測定結果により確認し、その結果を当直課長に通知する。
(LCO)
1/4炉心出力偏差 1.02 以下であること

2 / 16 ページ【定事検】・充てん/高圧注入ポンプ及びほう酸ポンプについて動作可能であることを担保する。
・充てん／高圧注入ポンプについては、高圧注入系（５２条）の機能確認にて性能を担保する。
・緊急ほう酸濃縮機能確認にて、実注入により注入流量を確認することで、性能を担保する。
【月例試験】
・原子炉への実注入試験は実施不可であることから、充てん/高圧注入ポンプおよびほう酸ポンプについて動作可能であることを担保する。
・月例試験では、必要なパラメータの確認を追加する。
【日常管理】
・１回／月、１回／週、必要なほう酸水が確保されていることを担保する。
・通常運転中の充てん、ほう酸濃縮における実注入で注入ラインの健全性を担保する。

【プレコン疑義】
特に無し○ほう酸水の原子炉への実注入試験（定格）【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
＜高圧注入プラント＞
①出力変動
【定事検】
②１次系冷却材系統圧力、加圧器水位変動を誘発
・充てんポンプの運転性能が要求機能（工事計画書記載値）を満足していることを確認している。
〇定量的な判定基準【月例等】【月例試験】
・定事検同等の系統構成（定格流量での試験）は実施不可である
ことから、ミニマムフローによる試験により性能を確認している。

－

炉物理検査

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

(LCO)
原子炉熱出力 2,660 MWt 以下であること(SR)
ＦＱ(Z)が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、燃料取替後、原子炉熱出力が 75 % を超える前までに１回、炉内出力分布測定を行い、ＦＱ(Z)を確認し、その結果を当直課長に通知する。その後、原子燃料課長は、モード１に
熱流束熱水路係数（ＦＱ(Z)） おいて、１ヶ月に１回、炉内出力分布測定を行い、ＦＱ(Z)を確認する。
事故後の機能要求なし

実条件性能確認評価／プレコン

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等での判定基準

定期事業者検査等名称

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

安全保護系機能検査

以下のとおり、全てのロジック回路が動作可能であること。
(1) 原子炉保護系ロジック検査
ａ．ソフトウェア照合(a) 原子炉保護系計器ラックに搭載されているアプリケーションソ
フトウェアと保管管理ツールに保管されているマスターソフトウェアの照合結果が一致していること。
ｂ．組み合わせ検査(a) 原子炉トリップしゃ断器が開放（表示灯 緑点灯）すること。
(b) 不足電圧（ＵＶ）コイル電圧が0Ｖ相当（0～2Ｖ)になること。
(c) 原子炉トリップテストパネルトリップしゃ断器表示灯（緑ランプ）が点灯すること。
ｃ．手動及び非常用炉心冷却系作動信号（手動）による原子炉
非常停止回路(a) 原子炉トリップしゃ断器が開放（表示灯 緑点灯）すること。
(b) 不足電圧（ＵＶ）コイル電圧が0Ｖ相当（0～2Ｖ)になること。
【定例試験】(c) 原子炉トリップテストパネルトリップしゃ断器表示灯（緑ラン
原子炉保護系ロジック検査
プ）が点灯すること。

ロジック回路およびトリップ機能が正常であること(d) 警報（ファーストアウト）が発信すること。
ｄ．自動信号による原子炉非常停止回路(a) 原子炉トリップしゃ断器が開放（表示灯 緑点灯）すること。
(b) 不足電圧（ＵＶ）コイル電圧が0Ｖ相当（0～2Ｖ)になること。
(c) 原子炉トリップテストパネルトリップしゃ断器表示灯（緑ランプ）が点灯すること。
(d) 警報（パーシャル、ファーストアウト）が発信すること。
(e) プラント計算機のトリップステータス表示灯が点灯すること。
ｅ．警報、トリップステータス表示灯回路(a) 警報（パーシャル、ファーストアウト）が発信すること。
(b) プラント計算機のトリップステータス表示灯が点灯すること。
ｆ．パーミッシブ表示灯回路(a) パーミッシブ表示灯が点灯すること。
(b) プラント計算機のトリップステータス表示灯が点灯すること。

(SR)
計測および制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子燃料課長、発電室長、当直課長、電気保修課長および計装保修課長は、表３４－２から表
計測及び制御設備
３４－８に定める確認事項を実施する。また、原子燃料課長、電気保修課長および計装保修課長
表34-2 原子炉保護系計
は、その結果を発電室長または当直課長に通知する。
装

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転
時及び運転時の異常な過渡変化時においては、重要なパラメータを適切な範囲に維持制御及び監視し、事故時(LCO)においてもその状態を連続監視する
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお ための計測及び制御設備の機能を担いて動作可能であること
保すること

安全保護系設定値確認検査

実条件性能確認評価／プレコン

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】・必要な模擬入力により、動作状況、設定値、警報機能、論理回○論理回路全ての動作確認【月例等】
路の各計装の確認を実施することで担保する。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 【月例試験】
考える。
・１系列毎の論理回路試験を実施している。
①一つ一つの論理回路を動作させることは、ハーフスクラムの発 【日常管理】
生が長期間に渡るため、意図しない緊急停止に至るリスク増加。 ・日常点検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。

(1) 設定値確認検査
・動作値は、原子炉施設保安規定に定める設定値を満足するほか、そのセット値に計器許容誤差を加味した添付資料－14に示す許容範囲内であること。
・原子炉保護系計器ラックに搭載されているアプリケーションソフト
ウェアと保管管理ツールに保管されているマスターソフトウェアの照合結果が一致すること。
・原子炉保護系計器ラックのソフトウェア設定値は、マスターソフト
ウェアと実機ソフトウェアの照合を行い、各設定値の照合結果が一致すること。
(2) 伝送器性能検査
・各点の出力値および温度検出器の絶縁抵抗値が添付資料－15【日常点検】に示す許容誤差範囲
各指示値確認または許容範囲内であること。
（１回／日）(3) 指示計性能検査

以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

動作不能でないことを各指示値により確認する

・各点の指示値が添付資料－16に示す許容誤差範囲内であること。

34条

計測制御系監視機能検査(2) 設定値確認検査
・ 原子炉保護系計器ラックに搭載されているアプリケーションソフ
トウェアと保管管理ツールに保管されているマスターソフトウェアの照合結果が一致すること。
・ 動作値は、その設定値に計器許容誤差を加味した添付資料－7に示す許容範囲内であること。
また、原子炉保護・制御系計器ラックの設定値については添付資料－7に示す設定値であること。

安全保護系機能検査

表34-2に同じ運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自 安全保護系設定値確認検査
動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時に
表34-3 工学的安全施設
いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な 計測制御系監視機能検査
等作動計装範囲に維持制御及び監視し、事故時においてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担保すること
原子炉格納容器隔離弁機能検査

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時にプラント状態監視設備機能検査
表34-4 事故時監視計装 いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な範囲に維持制御及び監視し、事故時においてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担保すること

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【日常点検】
各指示値確認（１回／日）

表34-2に同じ動作不能でないことを各指示値により確認する

表34-2に同じ(1) 隔離弁動作検査（T・V信号）
格納容器隔離信号（T・V信号）及び格納容器隔離信号（T・V信号）と安全系母線電圧低信号（UV信号）との一致により原子炉格
納容器隔離弁が全閉すること。

【定事検】・必要な模擬入力により、動作状況、設定値、警報機能、論理回○論理回路の動作確認【月例等】
路の各計装の確認を実施することで担保する。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 【日常管理】
考える。
・ECCS作動信号であり、動作は原子炉へ注水されることから通常①一つ一つの論理回路を動作させることは、意図しない原子炉注 運転中の「実条件性能確認」は監視により担保している。日常点
水、緊急停止に至るリスク増加。（ECCS作動信号のため）検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

―

1. 特性検査(1) 圧力・水位・流量監視計器性能検査
記録計や指示計の各点の指示値または表示部の各点の表示値
が、監視計器一覧表（添付資料－6）に示す計器許容誤差範囲内
であること。
【日常点検】(2) 温度監視計器性能検査
各指示値確認a. 伝送器性能検査（１回／日）
温度検出器の絶縁抵抗測定値が、監視計器一覧表（添付資料－
6）に示す許容範囲内であること。
b. 監視計器性能検査
記録計や指示計の各点の指示値が、監視計器一覧表（添付資料－6）に示す計器許容誤差範囲内であること。

―

動作不能でないことを各指示値により確認する【プレコン疑義】
特に無し＜不足無し＞―

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
(1) 自動起動検査
運転時の異常な過渡変化時及び事故 非常用予備発電装置機能検査
ディーゼル発電機は非常用高圧母線低電圧信号発信後10秒以時に、その異常な状態を検知し、原子 （ディーゼル発電機の作動検査）
内に電圧が確立すること。（工事計画書）
炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時に
表34-5 ディーゼル発電
いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な機起動計装範囲に維持制御及び監視し、事故時 安全保護系機能検査
表34-2に同じにおいてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担保すること
安全保護系設定値確認検査

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子 中央制御室非常用循環系機能
炉保護系、非常用炉心冷却系等を自 検査
動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時に
表34-6 中央制御室非常いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な用循環系計装範囲に維持制御及び監視し、事故時においてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担 安全保護系機能検査
保すること

表34-2に同じ

―

―

―

―

―

―

【定事検】
・必要な模擬入力により、機器の動作状況、設定値、警報機能、○論理回路の動作確認【月例等】
論理回路の各計装の確認を実施することで担保する。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と【日常管理】
考える。
・DG自動作動信号であり、動作は原子炉へ注水されることから通①論理回路を動作させることは、意図しない機器の自動起動、出常運転中の「実条件性能確認」は監視により担保している。日常
力変動に至るリスク増加。（DG自動起動信号（BOシーケンス）の点検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。
ため）以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(1) 自動起動時確認検査
中央制御室エリアモニタ「線量当量率高」の信号により、中央制
御室非常用循環ファンが自動起動するとともにファン、ダンパ等の切替りが行われること。

――

表34-2に同じ

―

―

【定事検】
○論理回路の動作確認【月例等】
・必要な模擬入力により、機器の動作状況、設定値、警報機能、
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 論理回路の各計装の確認を実施することで担保する。
考える。
【日常管理】①論理回路を動作させることは、意図しない機器の自動起動に至 ・日常点検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。
るリスク増加。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

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関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時に
表34-8 燃料落下および1次系換気空調設備検査
いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な燃料建屋空気浄化系計装
範囲に維持制御及び監視し、事故時においてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担
保すること

35条

36条

37条

ＤＮＢ比

(LCO)
ＤＮＢ比 1.17 以上であること(SR)
１次冷却材温度・圧力および１次冷却材温度変化率が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 安全・防災室長は、原子炉容器鋼材監視試験片の評価結果等により原子炉容器のＲＴＮＤＴの推移を評価し、その結果に基づき原子炉容器の非延性破壊防止のための１次冷却材温度・圧力の制限範囲を定め、原子炉主任技術者の確認を得た上で、所長の承認を得て、発電室長に通知する。
(2) 当直課長は、通常の１次冷却系の加熱・冷却時において、１時間に１回、１次冷却材温度・圧力
１次冷却材の温度・圧力おを確認する。
よび１次冷却材温度変化
事故後の機能要求なし(3) 当直課長は、通常の１次冷却系の加熱・冷却時において、１時間に１回、１次冷却材温度変化
率率を確認する。

１次冷却系 －モード３－(LCO)
・１次冷却材温度・圧力第２項(1)号で定める原子炉容器の非延性破壊防止のための１次冷却材温度・圧力の制限範囲内にあること
・１次冷却材温度変化率が表３６－２で定める制限値内にあること
原子炉容器 55 ℃/h 以下
加圧器
加熱率： 55 ℃/h 以下 冷却率：110 ℃/h 以下(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード３において、制御棒の引抜き操作が行える状態※１である場合は、１日に１回、２台以上の１次冷却材ポンプが運転中であることを確認する。また、それに対応する蒸気発生器の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であることを確認する。
(2) 当直課長は、モード３において、制御棒の引抜き操作が行える状態でない場合は、１日に１回、以下の事項を確認する。
(a) １台の１次冷却材ポンプが運転中であり、それに対応する蒸気発生器の水位（狭域）が計器ス
事故後の機能要求なし
パンの 5 % 以上であること。
(b) 他の１台以上の１次冷却材ポンプに電源が供給されているか運転中であり、それに対応する蒸気発生器のうち１基以上の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であること。

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転
計測及び制御設備
表34－2から表34－8に定める所要チャンネル数、系統数および機能がそれぞれの適用モードにお 時及び運転時の異常な過渡変化時に 原子炉停止制御回路健全性確表34-7 中央制御室外原
いて動作可能であること
おいては、重要なパラメータを適切な 認検査
子炉停止装置
範囲に維持制御及び監視し、事故時においてもその状態を連続監視するための計測及び制御設備の機能を担
保すること

(SR)
ＤＮＢ比が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１において、１２時間に１回、１次冷却材温度差、１次冷却材平均温度および１次冷却材圧力が、１号炉および２号炉については図３５－１、３号炉および４号炉については図３５－２に示す過大温度ΔＴ高および過大出力ΔＴ高トリップ設定値制限図の範囲内にあることを確認 事故後の機能要求なしする。

定期事業者検査等での判定基準(1)操作スイッチ回路健全性確認検査
EPでの操作スイッチの操作により、当該補機運転表示灯及び現地補機が正常に作動すること。
(2)調節器回路健全性確認検査
EPでの調節器の操作により、当該補機運転表示灯
及び現地補機が正常に作動すること。
運転表示灯の確認ができない回路については、現地補機が正常に作動すること。

【日常点検】
各指示値確認（１回／日）

動作不能でないことを各指示値により確認する【定事検】○論理回路の動作確認【月例等】
・ＥＰ盤の操作スイッチ、操作器により、機器の動作状況、表示
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 灯、論理回路のの確認を実施することで担保する。
考える。
【日常管理】①一つ一つの論理回路を動作させることは、意図しない機器の起 ・日常点検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。
動、出力変動に至るリスク増加。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

１．機能・性能検査
使用済燃料ピットクレーン燃料落下検知回路検査
・使用済燃料ピットクレーンの燃料落下検知による信号及び手動起動による信号によりマスタリレーが作動すること。

―

―

【定事検】
○論理回路の動作確認【月例等】
・必要な模擬入力により、機器の動作状況、設定値、警報機能、
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 論理回路の各計装の確認を実施することで担保する。
考える。
【日常管理】①論理回路を動作させることは、意図しない機器の自動起動に至 ・日常点検表にて、各計装の指示値を確認することで担保する。
るリスク増加。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

―

―

【日常点検】
・過大温度ΔＴ高、過大出力ΔＴ
・１次冷却材温度差、１次冷却材平均温度および１次冷却材圧力 事故後の実条件性能の要求なし
高トリップ設定値制限図範囲内
が制限値内にあること確認（１回／１２時間）――【日常点検】
・１次冷却材温度・圧力、変化率
確認（通常のＲＣＳ加熱・冷却時１回／時間）

・１次冷却材圧力・温度が原子炉容器の非延性破壊防止のための制限範囲内にあること
事故後の実条件性能の要求なし
・１次冷却材温度変化率（原子炉容器）が55℃/h以下
・１次冷却材温度変化率（加圧器）が加熱時55℃/h以下、冷却時
110℃/h以下であること―【日常点検】
・１次冷却材ポンプ運転状態確認・蒸気発生器水位確認（１回／日）

・制御棒の引抜き操作が行える状態である場合は、蒸気発生器（狭域水位5％以上）による熱除去系２系統以上が運転中であること事故後の実条件性能の要求なし
・制御棒の引抜き操作が行える状態でない場合は、蒸気発生器（狭域水位5％以上）による熱除去系２系統以上が動作可能であり、そのうち１系統以上が運転中であること――【日常点検】
・余熱除去ポンプ運転状態確認
・余熱除去系または蒸気発生器（狭域水位5％以上）による熱除・１次冷却材ポンプ運転状態確
去系のうち、２系統以上が動作可能であり、そのうち１系統以上が 事故後の実条件性能の要求なし
認
運転中であること・蒸気発生器水位確認（１回／日）――【日常点検】
・余熱除去系１系統が運転中であること
・余熱除去ポンプ運転状態確認
・他の余熱除去系が動作可能または運転中であるか、２基以上の 事故後の実条件性能の要求なし
・蒸気発生器水位確認
蒸気発生器の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であること（１回／日）――【日常点検】
・余熱除去系２系統が動作可能であり、そのうち１系統以上が運・余熱除去ポンプ運転状態確認
転中であること（１回／日）―(LCO)(1) 制御棒の引抜き操作が行える状態である場合は、蒸気発生器による熱除去系２系統以上が運転中であること(2) 制御棒の引抜き操作が行える状態でない場合は、蒸気発生器による熱除去系２系統以上が動作可能であり、そのうち１系統以上が運転中であること

38条

１次冷却系 －モード４－(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード４において、１日に１回、余熱除去ポンプまたは１次冷却材ポンプのうち１台が運転中であることを確認するとともに、１次冷却材ポンプが運転中である場合は、それに対応する蒸気発生器の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であることを確認する。
(2) 当直課長は、モード４において、１日に１回、前号で確認した以外の余熱除去ポンプまたは１次事故後の機能要求なし
冷却材ポンプのうち、１台以上に電源が供給されているか運転中であることを確認するとともに、１次冷却材ポンプに電源が供給されているか運転中である場合は、それに対応する蒸気発生器のうち１基以上の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であることを確認する。
(LCO)
余熱除去系または蒸気発生器による熱除去系のうち、２系統以上が動作可能であり、そのうち１系
統以上が運転中であること

39条

１次冷却系 －モード５（１次冷却系満水）－(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード５（１次冷却系満水）において、１日に１回、１台の余熱除去ポンプが運転中であることを確認する。
(2) 当直課長は、モード５（１次冷却系満水）において、１日に１回、以下のいずれかの事項を確認する。
事故後の機能要求なし(a) 前号で確認した以外の余熱除去ポンプ１台に電源が供給されているか運転中であること。
(b) ２基以上の蒸気発生器の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であること。
(LCO)(1) 余熱除去系１系統が運転中であること(2) 他の余熱除去系が動作可能または運転中であるか、２基以上の蒸気発生器の水位（狭域）が計器スパンの 5 % 以上であること

40条

１次冷却系 －モード５（１次冷却系非満水）－(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード５（１次冷却系非満水）において、１日に１回、１台の余熱除去ポンプが運転中であることを確認する。
事故後の機能要求なし(2) 当直課長は、モード５（１次冷却系非満水）において、１日に１回、残りの余熱除去ポンプに電源が供給されているか運転中であることを確認する。

実条件性能確認評価／プレコン
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(LCO)
余熱除去系２系統が動作可能であり、そのうち１系統以上が運転中であること

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事故後の実条件性能の要求なし

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

41条

保安規定条文名称

１次冷却系 －モード６（キャビティ高水位）－

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード６（キャビティ高水位）において、１日に１回、１台以上の余熱除去ポンプが運転中であることを確認する。
(2) 当直課長は、モード６（キャビティ高水位）において、１日に１回、１次冷却材温度が 65 ℃ 以下
であることを確認する。

実条件性能（許認可要求事項）

事故後の機能要求なし「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等での判定基準

定期事業者検査等名称

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】――【日常点検】
・余熱除去ポンプ運転状態確認 ・余熱除去系１系統以上が運転中であること
・１次冷却材温度確認
・１次冷却材温度が 65 ℃ 以下であること（１回／日）

事故後の実条件性能の要求なし――【日常点検】
・余熱除去系２系統が動作可能であり、そのうち１系統以上が運・余熱除去ポンプ運転状態確認
転中であること
・１次冷却材温度確認
・１次冷却材温度が 65 ℃ 以下であること（１回／日）

事故後の実条件性能の要求なし――【日常点検】
・加圧器水位確認（１回／１２時間）
・加圧器ヒータ動作確認（１回／週）

実条件性能確認評価／プレコン(LCO)(1) 余熱除去系１系統以上が運転中であること(2) １次冷却材温度が 65 ℃ 以下であること

42条

１次冷却系 －モード６（キャビティ低水位）－(SR)
１次冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード６（キャビティ低水位）において、１日に１回、１台の余熱除去ポンプが運転中であることを確認する。
(2) 当直課長は、モード６（キャビティ低水位）において、１日に１回、残りの１台の余熱除去ポンプに電源が供給されているか運転中であることを確認する。
事故後の機能要求なし(3) 当直課長は、モード６（キャビティ低水位）において、１日に１回、１次冷却材温度が 65 ℃ 以下
であることを確認する。
(LCO)(1) 余熱除去系２系統が動作可能であり、そのうち１系統以上が運転中であること(2) １次冷却材温度が 65 ℃ 以下であること

43条

加圧器

(SR)
加圧器が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２および３において、１２時間に１回、加圧器の水位を確認する。
(2) 当直課長は、モード１、２および３において、１週間に１回、加圧器ヒータ２系統が所内非常用母線から受電していることを確認する。
事故後の機能要求なし(LCO)(1) 加圧器の水位が３号炉および４号炉については計器スパンの 94 % 以下であること(2) 所内非常用母線から受電している加圧器ヒータ２系統が動作可能であること

・加圧器水位が計器スパンの 94 % 以下であること
・所内非常用母線から受電している加圧器ヒータ２系統が動作可 事故後の実条件性能の要求なし
能であること

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

44条

加圧器安全弁

(SR)
加圧器安全弁の機能が確保されるこ
加圧器安全弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。 とによって、運転時の異常な過渡変化(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、加圧器安全弁の吹出し圧力が表４４－２で定める設定値で 時において１次冷却材の圧力を最高あることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
使用圧力の１.１倍以下に抑えること
加圧器安全弁機能検査(LCO)
全てが動作可能であること【工事計画書】
吹出圧力：17.16MPa

・吹出し圧力検査
吹出し圧力が次の表に示す窒素ガス吹出し圧力許容範囲を満足すること。
使用前検査時における蒸気による吹出し圧（設定値Mpa）：
17.16MPa
窒素ガス吹出し圧力許容範囲：
RC－055の例 17.38～17.72MPa【日常点検】
加圧器安全弁出口温度監視
加圧器安全弁開度表示

―

【定事検】
・加圧器安全弁については、一次冷却材圧力バウンダリであり、実機かつ原子炉運転中に実条件にて試験を実施することは、安○加圧器安全弁実作動【月例等】
全上困難であることから、実条件性能確認については、定検停止
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と時に実条件を模擬した圧力で安全弁機能が確保されていることを考える。
定事検にて確認することで担保する。
①ＬＯＣＡ状態の創出。
【日常管理】②１次系冷却材系統圧力、加圧器水位変動を誘発。
・加圧器安全弁出口温度の監視（温度上昇の無い事）、開度表示の確認（全閉である事）をすることで状態に異常の無い事を日常監視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

45条

加圧器逃がし弁(SR)
加圧器逃がし弁および加圧器逃がし弁元弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確
加圧器逃がし弁機能検査
認するため、次の各号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、加圧器逃がし弁の吹出し圧力および吹止まり圧力が表４５－ 加圧器逃がし弁の開閉機能が確保さ２で定める設定値であることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
れることによって、１次冷却系の過圧(2) 計装保修課長は、定期検査時に、加圧器逃がし弁が全開および全閉することを確認し、その結 防護、蒸気発生器伝熱管破損時の影果を発電室長に通知する。
響緩和機能等を担保すること(3) 発電室長は、定期検査時に、加圧器逃がし弁元弁が全開および全閉することを確認する。
(LCO)
全てが動作可能であること

46条

低温過加圧防護(SR)
低温過加圧に係る機器が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、２台の加圧器逃がし弁について、低温過加圧防護のための校正を行い、その結果を発電室長に通知する。
(2) 当直課長は、モード４、５および６において、１２時間に１回、２台以上の充てん／高圧注入ポン
プの操作スイッチがプルアウト状態（引断）であることを確認する。
(3) 当直課長は、モード４、５および６において、１２時間に１回、蓄圧タンク全基が隔離されていることを確認する。
事故後の機能要求なし(4) モード４、５および６において、以下の事項を実施する。
(a) 原子炉保修課長は、加圧器安全弁１台以上を取り外し、または取り付けた場合は、その結果を当直課長に通知する。
(b) 当直課長は、１台以上の加圧器安全弁が取り外されていない場合は、３日に１回、２台の加圧器逃がし弁元弁が開状態であることを確認する。

加圧器逃がし弁元弁機能検査

計測制御系監視機能検査

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(1) トリップ開閉検査
a.動作値及び復帰値は、原子炉施設保安規定に定める設定値を満足するほか、そのセット値のとおりであること。
【日常点検】
PCV-455Aの例
加圧器逃がし弁出口温度監視（開） 設定値 16.10MPa以下 セット値 16.07MPa
加圧器逃がし弁開度表示(閉） 設定値 15.96MPa以上 セット値15.99MPa
b.模擬入力信号により弁が全開及び全閉すること。

―(1) 弁動作検査
中央制御室の操作スイッチにより加圧器逃がし弁元弁が全開及び全閉すること。

―

―

(LCO)
２台の加圧器逃がし弁が低圧設定で動作可能であり、２台の加圧器逃がし弁元弁が開状態であること

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以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し―（加圧器逃がし弁動作確認なし。
充てん／高圧注入ポンプ操作ス
イッチ状態、蓄圧タンク隔離確
認、加圧器安全弁取外し確認あり。）

表34-2に同じ【定事検】○加圧器逃がし弁・逃がし弁元弁実作動【月例等】
・加圧器逃がし弁については、一次冷却材圧力バウンダリであり、下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 実機かつ原子炉運転中に実条件にて試験を実施することは、安考える。
全上困難であることから、実条件性能確認については、定検停止①ＬＯＣＡ状態の創出。
時に実条件を模擬した圧力で安全弁機能が確保されていることを②１次系冷却材系統圧力、加圧器水位変動を誘発。
定事検にて確認することで担保する。
③加圧器逃がし弁元弁は格納容器内に設置されており、原子炉 【日常管理】
運転中は動作の確認が現場にて実施できず、開閉試験を実施
・加圧器逃がし弁出口温度の監視（温度上昇の無い事）、開度表
し、万一開放できない等の異常が生じた場合、加圧器逃がし弁の 示の確認（全閉である事）をすることで状態に異常の無い事を日
機能要求を満足しないリスクが増加する。
常監視として実施している。

―

事故後の実条件性能の要求なし

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

47条

保安規定条文名称

１次冷却材漏えい率

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）(SR)
原子炉格納容器内への漏えい率および原子炉格納容器内漏えい監視装置が、前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、凝縮液量測定装置の機能の健全性を確認し、その結果を発電室長に通知する。
(2) 計装保修課長は、定期検査時に、１号炉および２号炉の原子炉格納容器サンプ水位計の機能の健全性を確認し、その結果を発電室長に通知する。
(3) 原子炉保修課長は、定期検査時に、３号炉および４号炉の原子炉格納容器サンプ水位計の機能の健全性を確認し、その結果を発電室長に通知する。
事故後の機能要求なし(4) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１日に１回、原子炉格納容器サンプ水位計および凝縮液量測定装置を用いて、原子炉格納容器内への漏えい率を確認する※１。なお、原子炉格
納容器サンプ水位計または凝縮液量測定装置のどちらかが動作不能である場合、当直課長は、８時間に１回、動作可能な計器により原子炉格納容器内への漏えい率を確認する。

「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

漏えいがないこと48条

事故後の機能要求なし

蒸気発生器細管および蒸気発生器細管漏えい監視装置が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、復水器空気抽出器ガスモニタ、蒸気発生器ブローダウン水モ
ニタおよび高感度型主蒸気管モニタ検出器の校正を行い、その結果を発電室長に通知する。
(2) 原子炉保修課長は、定期検査時に、渦流探傷検査により蒸気発生器細管の健全性を確認し、蒸気発生器細管漏えい監 その結果を発電室長に通知する。
(3) 放射線管理課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、２次系試料採取測定により視
蒸気発生器細管に漏えいがないことを確認する。
(4) 当直課長は、モード１および２において、１日に１回、復水器空気抽出器ガスモニタ、蒸気発生器
ブローダウン水モニタおよび高感度型主蒸気管モニタのうち２種類以上※１のモニタにより、蒸気発
生器細管に漏えいがないことを確認する。
(5) 当直課長は、モード３および４において、１日に１回、蒸気発生器ブローダウン水モニタにより、蒸気発生器細管に漏えいがないことを確認する。なお、プラント状態により監視ができない場合、ま 事故後の機能要求なし
たは蒸気発生器ブローダウン水モニタ洗浄中は、放射線管理課長が、１日に１回、２次系試料採取
測定により蒸気発生器細管に漏えいがないことを確認し、その結果を当直課長に通知することをもって、蒸気発生器ブローダウン水モニタによる確認に代えることができる。
(6) 当直課長は、モード１、２、３および４において、復水器空気抽出器ガスモニタ、蒸気発生器ブ
ローダウン水モニタまたは高感度型主蒸気管モニタの指示値に有意な上昇が認められた場合は、放射線管理課長に通知する。通知を受けた放射線管理課長は、その後の８時間以内に２次系試料採取測定により蒸気発生器細管に漏えいがないことを確認し、その結果を当直課長に通知する。

格納容器サンプ水位上昇率測定装置及び格納容器内凝縮液量測定装置漏えい検出器機能
検査

－

49条

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）

1. 格納容器サンプ水位上昇率測定装置機能検査(1) 特性検査
・伝送器性能検査
各点の出力値が添付資料－9に示す許容誤差範囲内であること。
・設定値確認検査
設定値が添付資料－10に示す設定値であること。
(2) 機能・性能検査
・警報機能検査
各警報が添付資料－10に示すとおり正常に作動すること。
CVサンプ水増加率高の例 0.23m3/h
2.格納容器内凝縮液量測定装置機能検査(1) 特性検査
・伝送器性能検査
各点の出力値が添付資料－9に示す許容誤差範囲内であること。
・設定値確認検査
セット値は、添付資料－10に示すセット値であること。
(2) 機能・性能検査
・警報機能検査
各警報が添付資料－10に示すとおり正常に作動すること。凝縮液
量測定装置水位異常高の例 54.5％―【日常点検】
・漏えい率確認（１回／日）－―

事故後の実条件性能の要求なし

・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいでないことが確認されていない漏えい率（以下、「未確認の漏えい率」という。）が 0.23
m3/h 以下であること
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいでないことは確認さ 事故後の実条件性能の要求なし
れているが１次冷却系からの漏えいでないことが確認されていな
い漏えい率（以下、「原子炉冷却材圧力バウンダリ以外からの漏えい率」という。）が 2.3 m3/h 以下であること

蒸気発生器伝熱管体積検査(1) 体積検査
減肉指示以外に、有意な信号が検出されてはならない。
ここで、有意な信号とは、雑音信号レベルを超える信号であって、管支持板等の外部構造物あるいは伝熱管の形状等に起因する 【日常点検】
信号（疑似信号）でないものをいう。
・２次系試料採取測定確認
なお、減肉指示とみなされる信号（旧振止め金具支持位置の信号 （１回／月）を除く）については、その信号により推定した減肉部の深さが当該 ・モニタ確認部の元の厚さの20％未満でなければならない。
（１回／日）
旧振止め金具支持位置の減肉指示とみなされる信号については、その信号により推定した減肉部の深さが当該部の元の厚さの30%未満でなければならない。

放射線監視装置機能検査

1. 特性検査(1) 線源校正検査
基準検出効率に対して求められた検出効率が±0.04Nデカード以内であること。
ただし、主蒸気管モニタについては検出器内蔵線源（ライブゼロ線源）により出力電流値が工場試験値±10％以内の再現性を有す
ること、可搬式使用済燃料ピット区域周辺エリアモニタについてはメーカ基準値の±30％以内であること。。
・モード１および２において、復水器空気抽出器ガスモニタ、蒸気(2) 指示機能確認検査
発生器ブローダウン水モニタおよび高感度型主蒸気管モニタのう
模擬信号を加えたときの線量当量率指示値及び記録値、計数率－
事故後の実条件性能の要求なし
ち、２種類以上が動作可能であること
指示値及び記録値が±0.02Nデカード以内であること。ただし、主 （上記により動作可能であること
・モード３および４において、蒸気発生器ブローダウン水モニタが蒸気管モニタについては±0.04Nデカード以内であること、可搬式が確認されている）
動作可能であること
使用済燃料ピット区域周辺エリアモニタについてはメーカ基準値の±（1％＋最小表示桁の1デジット）以内であること。
(3) 設定値確認検査
設定値に対し動作値が±0.02Nデカード以内であり、かつ警報及び表示灯が作動すること。
ただし、エリアモニタについては指示警報箱のブザー鳴動、ランプ
点灯動作も確認する。
（注）Nは計器のフルスケールのデカード数

第１種供用期間中検査（ＲＣＳ漏えい検査時）

漏えい検査（VT－2）
各部に著しい漏えいがなく、かつ、検査中の圧力は安定している
こと。

―

―

【定例】
・１次冷却材中のよう素１３１濃
度確認（１回／週）(LCO)(1)モード１および２において、復水器空気抽出器ガスモニタ、蒸気発生器ブローダウン水モニタおよび高感度型主蒸気管モニタのうち、２種類以上が動作可能であること(2)モード３および４において、蒸気発生器ブローダウン水モニタが動作可能であること
１次冷却系から余熱除去系への漏えいが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、１次冷却系から余熱除去系への漏えいがないことを確認
余熱除去系への漏えい監し、その結果を発電室長に通知する。
事故後の機能要求なし
視月例等定期試験名称

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】(LCO)
原子炉格納容器サンプ水位計または凝縮液量測定装置が動作可能であること(1) 原子炉格納容器サンプ水位計または凝縮液量測定装置によって測定される漏えい率のうち、原
子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいでないことが確認されていない漏えい率（以下、「未確認の漏えい率」という。）が 0.23 m3/h 以下であること(2) 原子炉格納容器サンプ水位計または凝縮液量測定装置によって測定される漏えい率のうち、原 事故後の機能要求なし
子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいでないことは確認されているが１次冷却系からの漏えいでないことが確認されていない漏えい率（以下、「原子炉冷却材圧力バウンダリ以外からの漏えい率」という。）が 2.3 m3/h 以下であること

定期事業者検査等での判定基準

事故後の実条件性能の要求なし

・漏えいがないこと―

事故後の実条件性能の要求なし

・6.2×104 Bq/cm3 以下であること

事故後の実条件性能の要求なし(LCO)
漏えいがないこと50条

１次冷却材中のよう素１３１濃度が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 放射線管理課長は、モード１、２および３（１次冷却材温度が 260 ℃ 以上）において、１週間に１
１次冷却材中のよう素１３１ 回、１次冷却材中のよう素１３１濃度を確認する。
事故後の機能要求なし
濃度(LCO)
１次冷却材中のよう素１３１濃度
6.2×104 Bq/cm3 以下であること―

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実条件性能確認評価／プレコン

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

51条

保安規定条文名称

蓄圧タンク

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称―

高圧注入系は、蓄圧注入系は、原子炉冷却材喪失等の想定事象が発生した場合に原子炉設置（変更）許可申請
書にて要求する機能を満足していること。
①機能要求時に自動起動すること②機能要求時に適切に系統構成され 非常用炉心冷却系機能検査
ること③運転性能が要求機能を満足していること【要求値（工事計画書）】
容量：147m3/h以上
揚程：732m以上

52条

非常用炉心冷却系 ―モード１、２および３－

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】(SR)
蓄圧タンクが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２および３（１次冷却材圧力が 6.89 MPa[gage] を超える場合）において、蓄圧タンクのほう素濃度、ほう酸水量および圧力を表５１－２で定める頻度で確認する。
なお、燃料取替用水タンクからの補給または１次冷却系の加熱以外の理由により、蓄圧タンク水位 蓄圧注入系は、原子炉冷却材喪失等計で、１号炉および２号炉については 3 cm 以上、３号炉および４号炉については計器スパンの 3 % の想定事象が発生した場合に原子炉以上の水位増加が確認された場合は、６時間以内に当該タンクのほう素濃度を確認する。
設置（変更）許可申請書にて要求する(2) 当直課長は、モード１、２および３（１次冷却材圧力が 6.89 MPa[gage] を超える場合）において、 機能を満足していること。
１日に１回、蓄圧タンクの全ての出口弁が全開であることを確認する。
非常用炉心冷却系機能検査【要求値（設置変更許可 添十）】
(LCO)
ほう素濃度：2,800ppm以上(1) ほう素濃度、ほう酸水量および圧力が表５１－２で定める制限値内にあること
ほう酸水量（有効水量）：29.0m3以上(2) 出口弁が全開であること
保持圧力：4.04MPa[gage] 以上
表５１－２
ほう素濃度 2,800 ppm 以上
ほう酸水量（有効水量） 29.0 m3 以上
圧力 4.04 MPa[gage] 以上(SR)
非常用炉心冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉の充てん／高圧注入ポンプおよび余熱除去ポ
ンプを起動させ、異常な振動、異音、異臭、漏えいがないこと、および余熱除去ポンプについては表
５２－２で定める事項を確認する。
(2) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉の充てん／高圧注入ポンプおよび余熱除去ポ
ンプを起動させ、異常な振動、異音、異臭、漏えいがないこと、および表５２－２で定める事項を確認する。
(3) 発電室長は、定期検査時に、高圧注入系および低圧注入系（低圧注入系については１号炉および２号炉を除く）の自動作動弁が、模擬信号により正しい位置へ作動することを確認する。
(4) 発電室長は、定期検査時に、充てん／高圧注入ポンプおよび余熱除去ポンプが、模擬信号により起動することを確認する。
(5) 当直課長は、定期検査時に、施錠等により固定されていない非常用炉心冷却系の流路中の弁が正しい位置にあることを確認する。
(6) 原子炉保修課長は、定期検査時に、原子炉格納容器再循環サンプが異物等により塞がれていないことを確認し、その結果を発電室長に通知する。
(7) 原子炉保修課長は、３号炉および４号炉について定期検査時に、余熱除去ポンプ入口弁が、閉止可能であることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
(8) 当直課長は、モード１、２および３において、１ヶ月に１回、２台以上の充てん／高圧注入ポンプ
および２台の余熱除去ポンプについて、ポンプを起動し、動作可能であることを確認する※１。また、確認する際に操作した弁については、正しい位置に復旧していることを確認する。

定期事業者検査等での判定基準【日常点検】
・蓄圧タンクほう素濃度＜蓄圧注入系＞（１回／２ヶ月）(1) 放水検査
・蓄圧タンクほう酸水量確認
蓄圧タンク内のほう酸水が原子炉内に放水され、蓄圧タンク広域（１回／日）
水位が6%以上低下すること。
・蓄圧タンク圧力（１回／日）(2) 弁動作検査【日常点検】
中央制御室の操作スイッチにより蓄圧タンク出口弁が全開及び全 ・蓄圧タンク出口弁全開
閉すること。
（１回／日）―○原子炉への実注入試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは不可と考える。
①系統圧力（15.4MPa）＞蓄圧タンク圧力（約4.2MPa）のため、実注入不可

・蓄圧タンク出口弁が全開であること○蓄圧タンク出口弁の開閉試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
①蓄圧タンク出口弁は格納容器内に設置されており、原子炉運転中は動作の確認が現場にて実施できず、開閉試験を実施し、万 【プレコン疑義】
一開放できない等の異常が生じた場合、機能要求（ＬＯＣＡ時）を 特に無し
満足しないリスクが増加する。

―＜高圧注入系＞(1) 運転性能検査（①、③）
高圧注入系の機能に必要な揚程、容量のもとで充てん／高圧注入ポンプを運転し、運転状態が次の表を満足すること。
（ポンプ）
容量(m3/h)：147を下回らないこと（工事計画書）
揚程(m)：732を下回らないこと（工事計画書）
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
異臭：過熱による異臭がないこと（系）
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しい漏えいがないこと ※1
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない
漏えいであること ※2※１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
※２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。

【定例試験】
・充てん／高圧注入ポンプ起動試験（１回／月）

・高圧注入系の２系統が動作可能であること(2) モード切替弁動作検査（②）
a. 安全注入信号によりモード切替えする弁(a) 弁動作リレー（スレーブリレー）の動作確認
安全注入信号により弁動作リレー（スレーブリレー）が作動すること。
(b) 弁の動作確認
弁動作リレー（スレーブリレー）の動作模擬信号により弁が全開又は全閉すること及び信号の発信から弁全開
又は全閉までの時間が20秒以内であること。
（原子炉設置許可）
b. 再循環自動切換信号によりモード切替えする弁
再循環自動切換信号により弁が全閉すること。
c. 手動によりモード切替えする弁(a) 低温再循環運転移行時にモード切替えする弁中央制御室の操作スイッチにより弁が全開又は全閉すること。
(b) 高温再循環運転移行時にモード切替えする弁中央制御室の操作スイッチにより弁が全開又は全閉すること。

【定例試験】
・充てん／高圧注入ポンプ起動試験（１回／月）
・安全注入系統弁作動確認（１回／月）・振動、異音、異臭、漏えいがないこと・確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること

―

―

―

―

―

―

(LCO)
(1)高圧注入系の２系統が動作可能であること(2)低圧注入系の２系統が動作可能であること

低圧注入系は、蓄圧注入系は、原子炉冷却材喪失等の想定事象が発生した場合に原子炉設置（変更）許可申請
書にて要求する機能を満足していること。
①機能要求時に自動起動すること②機能要求時に適切に系統構成され 非常用炉心冷却系機能検査
ること③運転性能が要求機能を満足していること【要求値（工事計画書）】
容量：681m3/h以上
揚程：82.4m以上＜低圧注入系＞(1) 運転性能検査（①、③）
余熱除去ポンプを検査系統で運転し、運転状態が次の表を満足
すること。
（ポンプ）
容量(m3/h)：681を下回らないこと（工事計画書）
揚程(m)：82.4を下回らないこと（工事計画書）
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、 【定例試験】
付属機器等に揺れがないこと
・余熱除去ポンプ起動試験
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと（１回／月）
異臭：過熱による異臭がないこと（系）
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しい漏えいがないこと ※1
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない
漏えいであること ※2※１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
※２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。

・低圧注入系の２系統が動作可能であること(2) モード切替弁動作検査（②）
a. 再循環自動切換信号によりモード切替えする弁
再循環自動切換信号により弁が全開又は全閉すること。
【定例試験】
b. 手動によりモード切替えする弁・余熱除去ポンプ起動試験(a) 低温再循環運転移行時にモード切替えする弁（１回／月）
中央制御室の操作スイッチにより弁が全閉すること。
・安全注入系統弁作動確認(b) 高温再循環運転移行時にモード切替えする弁（１回／月）
中央制御室の操作スイッチにより弁が全開又は全閉すること。

・振動、異音、異臭、漏えいがないこと・確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること(2) 運転性能検査（①）
非常用予備発電装置機能検査 a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を（ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
A・B余熱除去ポンプ：10 ± 1.0（秒）7 / 16 ページ―

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

・蓄圧タンクほう素濃度 2,800 ppm 以上
・蓄圧タンクほう酸水量（有効水量） 29.0 m3 以上
・蓄圧タンク圧力 4.04 MPa[gage] 以上―(2) 運転性能検査（①）
a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を
非常用予備発電装置機能検査
求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
（ディーゼル発電機の作動検査）
A・C充てん／高圧注入ポンプ：2 ± 0.5(秒)B充てん／高圧注入ポンプ：0 ＋ 0.5（秒）実条件性能確認評価／プレコン【定事検】・所定の圧力以下となった場合、蓄圧タンクからＲＣＳ（ただしＲＶ
上蓋開放状態のキャビティ）に実ラインにて注入可能であることの確認により担保している。
【日常管理】
・日常点検にて、ほう酸水量、タンク圧力、出口弁開についての確認、ほう素濃度については定期サンプリングにより所定の濃度以上であることを担保している。

○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
以下の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流考える。
量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作①ほう酸水（燃料取替用水タンク水）注入による出力の変動
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
②系統圧力上昇によるLOCAの誘発

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実○原子炉運転中におけるフルフローラインでの運転【月例等】
以下の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 条件性能確認に対しては下記の通り。
考える。
【定事検】
①燃料取替用水タンク水の原子炉注入による出力変動
・フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流②封水注入流量の変動によるＲＣＰへの影響大量、揚程を確認している。また、電動弁の作動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認することで担保している。
○定量的な判定基準【月例等】【月例試験】
・原子炉運転中におけるフルフローテストラインを用いた起動は、
ほう酸水注入による出力変動及びＲＣＰへの封水注入の影響があることから、月例試験ではミニマムフローでの起動試験を実施し、必要なパラメータの確認を追加する。
【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
○全作動弁の動作確認【月例等】
下記の通り、全ての弁を原子炉運転中に実施することは原子力 以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
安全上困難と考える。
①ほう酸水（燃料取替用水タンク水、ほう酸注入タンク水）注入に 【プレコン疑義】
特に無し
よる出力の変動②充てん流量変動による加圧器水位の変動を誘発＜高圧注入プラント＞③封水注入流量変動によるＲＣＰへの影響大・定事検にて、運転性能が要求機能（工事計画書記載値）を満足していることを確認している。
・月例試験については、定事検同等の系統構成（フルフロー）は「待機除外時間の拡大」、「弁操作に伴うＨＥ発生が拡大」、「試験のための養生による機能要求時の対応遅れの可能性（安全上のリスク増加）」であることから、ミニマムフローでの起動試験を実施
し、必要なパラメータの確認を追加する。
○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応遅れの可能性○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
余熱除去ラインラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作考える。
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
①系統圧力（15.4MPa）＞吐出圧力（約1MPa）のため、実注入不可○原子炉運転中におけるフルフローラインでの運転【月例等】
当該系統にフルフローテストラインがないため実施不可。
○定量的な判定基準【月例等】＜不足無し＞

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】
・定事検にて、余熱除去ラインにより、要な流量、揚程を確認している。また、電動弁の作動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認することで担保している。
【月例試験】
・当該系統にはフルフローテストラインがないため、月例試験ではミニマムフローでの起動試験を実施し、必要なパラメータの確認を追加する。
【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し―○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応遅れの可能性関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

53条

保安規定条文名称

非常用炉心冷却系 －モード４－保安規定（サーベイランス、運転上の制限）(SR)
非常用炉心冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード４において、１ヶ月に１回、１台以上の充てん／高圧注入ポンプおよび１台以上の余熱除去ポンプが手動起動可能であることを確認する。

実条件性能（許認可要求事項）（52条により確認）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

55条

ほう酸注入タンク(LCO)
燃料取替用水タンク
ほう素濃度およびほう酸水量が表５４－２で定める制限値内にあること
表５４－２
ほう素濃度 2,800 ppm 以上
ほう酸水量（有効水量） 1,600 m3 以上

ほう酸注入タンク
ほう素濃度、ほう酸水量およびほう酸水温度が表５５－２で定める制限値内にあること
表５５－２
ほう素濃度 21,000 ppm 以上
ほう酸水量（有効水量） 3.4 m3 以上
ほう酸水温度 65 ℃ 以上

５６条

原子炉格納容器・ほう素濃度 2,800 ppm 以上
・ほう酸水量（有効水量） 1,600 m3 以上＜不足無し＞―――【日常点検】
・ほう素濃度（１回／月）
・ほう酸水量（１回／週）
・ほう酸水温度（１回／日）

・ほう素濃度 21,000 ppm 以上
・ほう酸水量（有効水量） 3.4 m3 以上
・ほう酸水温度 65 ℃ 以上

＜不足無し＞―

原子炉格納容器全体漏えい率
検査(1) 原子炉格納容器全体漏えい率検査（A種試験）
平均漏えい率の95％信頼限界（上の限界）が次の式より求めた許容漏えい率以下であること。
設計圧力試験の圧力Pp以上における許容漏えい率Lpoは、以下の計算式により計算する。
Lpo ＝ Ld（Pp／Pd）1/2（1－A）
Pd ：原子炉設置許可申請書及び工事計画認可申請書に記載される最高使用圧力の0.9倍の圧力
Pp ：設計圧力試験の圧力
Ld ：Pdにおける検査条件下での許容漏えい率 (0.1％／day)（原子炉設置許可申請書及び工事計画認可申請書）
A ：漏えいの増加要因を考慮した余裕係数(0.2)
Lpo：Ppにおける検査条件下での漏えいの増加を考慮した許容漏えい率(0.08 ％／day）―(1) 原子炉格納容器局部漏えい率検査（B，C種試験）
B，C種試験の総合漏えい率が、A種試験判定基準（Lp0）の50％を超えないこと。
Lp1＝Lp0×1／2＝Lp（1－A）×1／2
Lp1 ：B，C種試験の許容漏えい率（0.04％／day）
Lp0 ：原子炉設置許可申請書及び工事計画認可申請書に記載される最高使用圧力の0.9倍の圧力（又は設計圧力）における試験
条件下での漏えいの増加を考慮した許容漏えい率（0.08％／day）
Lp ：原子炉設置許可申請書及び工事計画認可申請書に記載される最高使用圧力の0.9倍の圧力（又は設計圧力）における試験条
件下での許容漏えい率( 0.1％／day)
A ：漏えいの増加要因を考慮した余裕係数(0.2)(2) 漏えい検査（工事計画における評価結果確認）
技術基準規則第58条第2項に基づく「他の方法」により、工事計画
における強度評価条件である0.350MPaの発生応力において、強度が十分であること。

―

(LCO)
(1)原子炉格納容器の機能が健全であること(3)原子炉格納容器エアロックが動作可能であること(4)原子炉格納容器隔離弁が動作可能であること
原子炉格納容器を貫通する配管で事故時に閉鎖が要求されるものには隔離弁等を設け、事故後直ちに閉鎖が要求されない配管については、隔離 原子炉格納容器隔離弁機能検弁を設置したと同等の隔離機能を持 査たせるか、原子炉格納容器の外又は内に弁を設け、長期にわたってこれを閉鎖できること

57条(SR)
２．原子炉格納容器真空逃がし系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、原子炉格納容器真空逃がし弁が動作可能であることを確
原子炉格納容器真空逃がし系認し、その結果を発電室長に通知する。
(LCO)
２系統が動作可能であること

事故後の機能要求なし（52条により確認）【日常点検】
・ほう素濃度（１回／月）
・ほう酸水量（１回／日）【要求値（設置許可 添八）】
ほう素濃度 21,000 ppm 以上
ほう酸水量（有効水量） 約3.4 m3

事故後の機能要求なし（52条により確認）―(SR)
放射性物質の閉込め機能の確保に必
原子炉格納容器が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実 要な原子炉格納容器の健全性を担保施する。
するため、漏えい率については原子炉(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、原子炉格納容器漏えい率が表５６－３で定めるいずれか 設置（変更）許可申請書添付書類八の漏えい率内にあることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
の値を満足すること(2) 原子炉保修課長は、定期検査時に、原子炉格納容器エアロックインターロック機構の健全性を確認し、その結果を発電室長に通知する。
【要求値（設置許可 添八）】
(3) 発電室長は、定期検査時に、表５６－６で定める系統の原子炉格納容器自動隔離弁が模擬信 原子炉格納容器は、常温、空気、最高号により隔離動作することを確認する。
使用圧力の0.9倍において、原子炉格(4) 当直課長は、定期検査時に、事故条件下において閉止していることが要求される原子炉格納容 納容器内空気重量の0.1％/d以下の器隔離弁で、閉操作または閉動作が可能な状態であることを条件に開状態としている原子炉格納 漏えい率となるようにする。
容器隔離弁（前号で隔離動作を確認した原子炉格納容器自動隔離弁を含む）を除き、閉止状態であることを確認する。ただし、原子炉格納容器隔離弁のうち、手動隔離弁および閉止フランジについては、至近の記録、施錠管理の実施、区域管理の実施等により確認を行うことができる。
原子炉格納容器局部漏えい率(5) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１２時間に１回、原子炉格納容器圧力を確認す
検査る。

(2原子炉格納容器圧力が9.8kPa[gage]以下であること

・高圧注入系または充てん系１系統以上が動作可能であること
・低圧注入系１系統以上が動作可能であること

実条件性能確認評価／プレコン―【要求値（設置許可 添八、十）】
ほう素濃度 2,800 ppm 以上
ほう酸水量（有効水量） 1,600 m3
以上(SR)
ほう酸注入タンクが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２および３において、ほう酸注入タンクのほう素濃度、ほう酸水量および 原子炉冷却材喪失又は主蒸気管破断が発生した場合に必要な、原子炉をほう酸水温度を表５５－２で定める頻度で確認する。
最終的に未臨界にするためのほう酸
水注入機能を待機状態としておくこと(LCO)【定例試験】
・充てん／高圧注入ポンプ起動試験（１回／月
・余熱除去ポンプ起動試験（１回／月）

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】（52条により確認）(SR)
燃料取替用水タンクが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施
非常用炉心冷却系及び原子炉格納容する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３および４において、燃料取替用水タンクのほう素濃度およびほう酸 器スプレイ系による炉心等へのほう酸
水注入のために必要な水源を確保す
水量を表５４－２で定める頻度で確認する。
ること
燃料取替用水タンク

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）（52条により確認）(LCO)(1) 高圧注入系または充てん系１系統以上が動作可能であること(2) 低圧注入系１系統以上が動作可能であること

54条

月例等定期試験名称

1. 機能･性能検査(1) 隔離弁動作検査（T・V信号）
格納容器隔離信号（T・V信号）及び格納容器隔離信号（T・V信号）と安全系母線電圧低信号（UV信号）との一致により原子炉格納容器隔離弁が全閉すること。
(2) 隔離弁動作検査（P・V信号）
格納容器スプレイ・隔離信号（P・V信号）により原子炉格納容器隔
離弁が全閉すること。

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

－

原子炉格納容器真空逃がし弁機能検査

1. 機能・性能検査(1) 弁動作検査
a. 等価駆動圧力をアクチュエータに送ることにより弁が全開すること。
b. 原子炉格納容器真空逃がし弁の等価駆動圧力が次の表を満足すること。
VR－001Aの例
使用前検査において得られた等価駆動圧力（MPa）
0.55
等価駆動圧力許容範囲（MPa）
0.495～0.605

8 / 16 ページ

―

【定事検】
○格納容器の漏えい率検査【月例等】
下記の通り、全ての弁を原子炉運転中に実施することは原子力 ・原子炉運転中における閉止は安全上実施不可であることから、
定事検にて格納容器隔離弁が信号により閉止することを確認して安全上困難と考える。
①格納容器隔離弁の閉止が必要であるが、原子炉運転中におけ いる。
・格納容器の漏えい率について、定事検により判定基準を満足す
る閉止は安全上実施不可であることから、漏えい率も判断不可
る事を確認している。
【日常管理】
・原子炉運転中においては、格納容器隔離弁が原子炉の状態に応じた開閉状態であることを確認している。
・日常管理にて、エアロックの閉鎖確認は巡視点検およびANN発
信ないことで担保している。
・自動閉に係る論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し―【日常点検】
・原子炉格納容器圧力確認（１回／１２時間）

－

―

―

―

○格納容器隔離弁の隔離確認【月例等】
下記の通り、全ての弁を原子炉運転中に実施することは原子力
安全上困難と考える。
①格納容器隔離弁の閉止は原子炉運転継続不可（充てん抽出停止、格納容器内冷却停止等）③試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応遅れの可能性

事故後の実条件性能の要求なし

・9.8kPa[gage]以下であること―

事故後の実条件性能の要求なし

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

59条

原子炉格納容器スプレイ
系

アニュラス空気浄化系

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】―

58条

定期事業者検査等での判定基準

―

―

―

実条件性能確認評価／プレコン○格納容器スプレイによる実スプレイ試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流考える。
量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作①格納容器内機器類の設備保護
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。

1. 機能・性能検査(1) 運転性能検査（①、③）（ポンプ）
a. 原子炉格納容器スプレイ系の機能に必要な揚程、容量のもとで(SR)
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配格納容器スプレイポンプを運転し、運転状態が次の表を満足する
原子炉格納容器スプレイ系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次管、付属機器等に揺れがないこと。
の各号を実施する。
こと。
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実（ポンプ）(1) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉の格納容器スプレイポンプを起動させ、異常な
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
○原子炉運転中におけるフルフローラインでの運転【月例等】
条件性能確認に対しては下記の通り。
容量(m3/h)：940を下回らないこと（工事計画書）
振動、異音、異臭および漏えいがないことを確認する。
異臭：過熱による異臭がないこと。
以下の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と揚程(m)：170を下回らないこと（工事計画書）(2) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉の格納容器スプレイポンプを起動させ、異常な【定例試験】
（系）
考える。
【定事検】
原子炉冷却材喪失が発生した場合に振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配振動、異音、異臭、漏えいがないこと、および表５８－３に定める事項を確認する。
・格納容器スプレイポンプ起動試 漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著 ①試験のための養生（注入ライン喪失）により、機能要求時の対 ・フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流管、付属機器等に揺れがないこと(3) 発電室長は、定期検査時に、格納容器スプレイポンプが、模擬信号により起動することを確認 必要な原子炉格納容器内の圧力を最験
しい漏えいがないこと。(注1)
応遅れ（安全上のリスク増加）
量、揚程を確認している。また、電動弁の作動確認も実施し、系統
高使用圧力以下に保ち、かつ、原子
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないことする。
（１回／月）
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいである ②運転員の負担増（ライン形成）
構成が適切になされることを確認することで担保している。
異臭：過熱による異臭がないこと(4) 発電室長は、定期検査時に、原子炉格納容器スプレイ系の自動作動弁が、模擬信号により正し 炉格納容器内に放出された放射性無こと。(注2)【月例試験】
機よう素を除去する機能（工事計画書（系）
い位置へ作動することを確認する。
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧しているこ ○定量的な判定基準【月例等】
・原子炉運転中におけるフルフローテストラインを用いた起動は、漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著し(5) 当直課長は、定期検査時に、施錠等により固定されていない原子炉格納容器スプレイ系の流路 記載値）が発揮できるよう、原子炉設 原子炉格納容器安全系機能検と。
試験のための養生（注入ライン喪失）により、機能要求時の対応
置（変更）許可申請書にて要求する機査
い漏えいがないこと ※1
中の弁が正しい位置にあることを確認する。
遅れ（安全上のリスク増加）の影響があることから、月例試験では
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏え(6) 当直課長は、よう素除去薬品タンクの苛性ソーダ濃度および苛性ソーダ溶液量を表５８－２に定 能を満足していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
ミニマムフローでの起動試験を実施し、必要なパラメータの確認をいであること ※2
める頻度で確認する。
注２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。
追加する。
※１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
(7) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、１号炉および２号炉については４ ①機能要求時に自動起動すること【日常管理】②機能要求時に適切に系統構成され※２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。
台、３号炉および４号炉については２台の格納容器スプレイポンプについて、ポンプを起動し、動作・日常点検にて、苛性ソーダ溶液量の確認、定期サンプリングによ可能であることを確認する。また、確認する際に操作した弁については、正しい位置に復旧している ることり所定の濃度以上であることを担保している。
(2)
モード切替弁動作検査（②）③運転性能が要求機能を満足していことを確認する。
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
a. 原子炉格納容器スプレイ系
ることために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する(a)
原子炉格納容器スプレイ信号によりモード切替えする弁○全作動弁の動作確認【月例等】【要求値（工事計画書）】(LCO)【定例試験】
原子炉格納容器スプレイ信号により弁が全開すること。
・振動、異音、異臭、漏えいがないこと
下記の通り、全ての弁を原子炉運転中に実施することは原子力 必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあるこ
揚程：170m以上(1)２系統が動作可能であること
・安全注入系統弁作動確認とから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る(b) 手動によりモード切替えする弁・確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること
安全上困難と考える。
容量：940m3/h以上（１回／月）
論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を中央制御室の操作スイッチにより弁が全閉すること。
①薬品混入による系統水水質悪化の可能性確認している。
(c) 再循環自動切換信号によりモード切替えする弁
再循環自動切換信号により弁が全開又は全閉すること。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】(2) 運転性能検査（①）
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 【プレコン疑義】
非常用予備発電装置機能検査 a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を
特に無し
―
―
考える。
（ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対A・B格納容器スプレイポンプ：16 ± 1.0（秒）＜フルフローテストラインしか有していないプラントあり＞
応遅れの可能性
定事検、月例試験ともフルフローテストラインで試験を実施している。
【日常点検】(2) よう素除去薬品タンクの苛性ソーダ濃度および苛性ソーダ溶液量が表５８－２（※）に定める制・苛性ソーダ濃度確認
限値内にあること
・30wt%以上――（定期検査時）＜不足無し＞※：苛性ソーダ濃度 30 wt% 以上
・11.7 m3 以上
・苛性ソーダ溶液量確認
苛性ソーダ溶液量11.7 m3 以上（１回／６ヶ月）

1. 機能・性能検査(1) よう素フィルタ性能検査（③）
次式により求めたよう素フィルタの総合除去効率が95％以上であること。 （工事計画書）
アニュラス循環排気系フィルタ性
総合除去効率（％） ＝ よう素除去効率（％）×（1－漏えい率（％）
―
(SR)
能検査
／100）
アニュラス空気浄化系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号
この場合、よう素除去効率、漏えい率は次の表を満足すること。
を実施する。
よう素除去効率 放射性よう化メチル 97 ％以上(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、１号炉および２号炉についてはアニュラス空気再循環ファ
漏えい率 フロンガス 1 ％以下
ンフィルタ、３号炉および４号炉についてはアニュラス空気浄化フィルタのよう素除去効率（総合除去 原子炉冷却材喪失時、原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした空気効率）が表５９－２に定める値であることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
(2) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉についてはアニュラス空気再循環ファン、３号 を浄化・再循環し、環境に放出される炉および４号炉についてはアニュラス空気浄化ファンが模擬信号により起動することを確認する。 放射性物質の濃度を減少させる機能(3) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉についてはアニュラス空気再循環ファン、３号 を有していること
炉および４号炉についてはアニュラス空気浄化ファンの起動により、自動作動ダンパが正しい位置 原子炉冷却材喪失時、アニュラス部を負圧に保持する機能を有していること(2) 運転性能検査（①）に作動することを確認する。
非常用予備発電装置機能検査 a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を(4) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、１号炉および２号炉については２―（ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
台のアニュラス空気再循環ファン、３号炉および４号炉については２台のアニュラス空気浄化ファン ①機能要求時に自動起動すること②機能要求時に系統構成されること
A・Bアニュラス空気浄化ファン：0 ＋ 0.5（秒）について、ファンを起動し、動作可能であることを確認する※１。
③運転状態が要求機能を満足してい
ること
(LCO)
【要求値（設置許可添八）】(1) アニュラス内負圧維持検査（③）
２系統が動作可能であること
１次冷却材喪失事故後の短期間ではアニュラス空気浄化系を運転し、10分以内にアニュラス内の負圧
動的機器の単一故障及び外部電源喪が確立し、その後維持できること。（原子炉設置許可）失を仮定した場合でも、アニュラス部(2) 運転状態確認検査の負圧を10分以内に達成できる
アニュラス空気浄化ファンの運転状態が次の表を満足すること。
よう素除去効率：95%以上
振動：不規則な振動やビビリ振動がないこと
異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がな
いこと【定例試験】
アニュラス循環排気系機能検査 異臭：過熱による異臭がないこと
アニュラス空気浄化ファン起動
試験(3) 弁動作検査（②）
a.アニュラス空気浄化ファン手動起動による弁動作確認
アニュラス空気浄化ファンを手動起動し、弁が全開又は調整開すること。
b.アニュラス空気浄化ファン自動起動による弁動作確認
安全注入信号を模擬的に発信させ、アニュラス空気浄化ファンの自動起動により、弁が全開、全閉すること又は全開若しくは調整
開すること。

9 / 16 ページ【定事検】・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、定事検にて性能を担保している。
・フィルタは静的機器であること、試運転時にはフィルタを劣化させる有機溶剤等の使用を制限した上で実施すること等の管理により、著しく劣化することは想定されないことから月例試験では不要と整理する。

―○フィルタ性能検査【月例等】
下記理由により、原子炉運転中に実施することは困難であると考える。
【日常管理】①フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、上記の管理により健全性を確認している。
運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる。

実条件の適合は【定事検＋日常管理】の組み合わせにより実条
件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

―

（ファン）
振動：不規則な振動やビビリ振動がないこと。
異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。

○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実考える。
条件性能確認に対しては下記の通り。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応遅れの可能性【定事検】・アニュラス空気浄化系を運転し、10分以内にアニュラス内の負圧が確立し、その後維持できることを担保している。
【月例試験】
月例試験においてもアニュラスの負圧確立時間の確認を追加する。
【日常管理】○定量的な判定基準【月例等】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
【プレコン疑義】①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対 特に無し
応遅れの可能性関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

60条

保安規定条文名称

アニュラス

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）(SR)
アニュラスが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉についてはアニュラス空気再循環ファン、３号
炉および４号炉についてはアニュラス空気浄化ファンの起動により、アニュラスが１号炉および２号炉については２５分以内、３号炉および４号炉については１０分以内に負圧になることを確認する。
(LCO)
アニュラスの機能が健全であること

61条

主蒸気安全弁

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

原子炉冷却材喪失が発生した場合に必要なアニュラス部を負圧に保つ機能(1) アニュラス内負圧維持検査を待機状態としておくこと
アニュラス循環排気系機能検査 アニュラス空気浄化系を運転し、10分以内にアニュラス内の負圧（原子炉冷却材喪失時のアニュラスのが確立し、その後維持できること。（原子炉設置許可）
負圧達成時間を［10 分］として評価し
ている）

(SR)
主蒸気安全弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) タービン保修課長は、定期検査時に、主蒸気安全弁設定値が表６１－３に定める値であることを確認し、その結果を当直課長に通知する。
負荷喪失事象において、主蒸気安全弁が動作して１次系の除熱をすると共(LCO)に２次系の過圧を防止すること
蒸気発生器毎に表５１－2で定める個数以上が動作可能であること
表６１－２【要求値（工事計画書）】
主蒸気安全弁機能検査
原子炉熱出力個数MS-526：7.48MPa
80 % 超７個
MS-527：7.65MPa
70 % 超で、かつ 80 % 以下
６個
MS-528、529、530、531、532：
55 % 超で、かつ 70 % 以下
５個
7.85MPa
40 % 超で、かつ 55 % 以下
４個
25 % 超で、かつ 40 % 以下
３個
25 % 以下
２個

月例等定期試験名称（59条により確認）

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）（59条により確認）

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン（59条により確認）（59条により確認）

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

吹出し圧力が、次の表に掲げる吹出し圧力設定値の+0、-2 ％以
内にあること。
MS－526A､B､Cの例
吹出し圧力設定値 7.48MPa
許容範囲 7.34～7.48MPa

―

―

【定事検】
・主蒸気安全弁については、実機かつ原子炉運転中に実条件に○主蒸気安全弁実作動【月例等】て試験を実施することは、安全上困難であることから、実条件性
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 能確認については、定検停止時に実条件を模擬した圧力で安全考える。
弁機能が確保されていることを定事検にて確認することで担保す①出力変動大る。
②プラント停止のリスク【日常管理】
・日常点検にて、主蒸気安全弁の状態に異常の無い事を日常監視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

62条

主蒸気隔離弁

(SR)想定される事故（主蒸気管破断）が発
主蒸気隔離弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。 生しても、破断ラインを隔離し、蒸気発(1) 電気保修課長は、定期検査時に、主蒸気隔離弁が模擬信号で５秒以内に閉止することを確認 生器からの無制限な蒸気放出を防止し、その結果を発電室長に通知する。
できるように、また、事故（蒸気発生器 主蒸気隔離弁機能検査
伝熱管破損）時には２次系における放(LCO)
射性物質の拡散を抑制できるように、閉止可能であること
主蒸気隔離弁が閉止可能であること(1) 弁動作検査
主蒸気隔離弁が5秒以内に全閉すること。（原子炉施設保安規
定）

―

―

【定事検】
・主蒸気隔離弁については、実機かつ原子炉運転中に実条件に○主蒸気隔離弁実作動【月例等】て試験を実施することは、安全上困難であることから、実条件性
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 能確認については、定検停止時に模擬信号で隔離弁機能が確保考える。
されていることを定事検にて確認することで担保する。
①出力変動大【日常管理】②プラント停止のリスク
・日常点検にて、主蒸気隔離弁の状態に異常の無い事を日常監視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

63条

(SR)
主給水隔離弁、主給水制御弁および主給水バイパス制御弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
主給水隔離弁、主給水制御弁及び主(1) 電気保修課長は、定期検査時に、主給水隔離弁が閉止可能であることを確認し、その結果を発 給水バイパス制御弁の機能を確保
主給水隔離弁、主給水制電室長に通知する。
し、主給水管破断時及び主蒸気管破御弁および主給水バイパ
定期検査時サーベイランス(2) 計装保修課長は、定期検査時に、主給水制御弁および主給水バイパス制御弁が閉止可能であ 断時において、蒸気発生器への給水ス制御弁ることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
を隔離し、２次系配管破断に伴う異常事象を収束すること(LCO)
主給水隔離弁、主給水制御弁および主給水バイパス制御弁 閉止可能であること

・制御回路健全性確認試験 （主給水隔離弁）
・主給水制御弁・主給水バイパス弁機能検査

―

―

【定事検】
・主給水隔離弁については、実機かつ原子炉運転中に実条件にて試験を実施することは、安全上困難であることから、実条件性○主給水隔離弁実作動【月例等】
能確認については、定検停止時に模擬信号で隔離弁機能が確保
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難とされていることを定事検にて確認することで担保する。
考える。
【日常管理】①出力変動大・日常点検にて、主蒸気隔離弁の状態に異常の無い事を日常監②プラント停止のリスク視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

64条

主蒸気逃がし弁(SR)
主蒸気逃がし弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 計装保修課長は、定期検査時に、主蒸気逃がし弁が手動で開弁できることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
(LCO)
手動での開弁ができること

モード１、２、３及び４(蒸気発生器が熱除去のために使用されている場合)において、主蒸気逃がし弁の機能（手動
主蒸気逃がし弁機能検査
での開弁ができること）を確保すること
で、蒸気発生器伝熱管破損時に１次系を冷却する機能を担保すること(1) トリップ開閉検査
a. 動作値及び復帰値は、設定値どおりであること。(使用前検査)
閉→開 動作値 7.24MPa
開→閉 復帰値 7.04MPa(2) モジュレート開閉検査
中央制御室の主蒸気逃がし弁制御器により弁が全開及び全閉す
ること。

―

―

【定事検】
・主蒸気逃がし弁については、実機かつ原子炉運転中に実条件にて試験を実施することは、安全上困難であることから、実条件性○主蒸気逃がし弁実作動【月例等】
能確認については、定期検査時に、主蒸気逃がし弁を模擬信号
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と により設定値どおり動作すること、遠隔操作可能であることを確認考える。
していることから、実条件性能確認に整合している。
①出力変動大【日常管理】②プラント停止のリスク
・日常点検にて、各弁状態に異常の無い事を日常監視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

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関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

―

―

―

1. 機能・性能検査(1) 電動補助給水系
a. ロジック検査（①）
蒸気発生器水位異常低、主給水ポンプトリップ及び全ての主給水ポンプ停止の模擬信号により、電動補助給水ポンプしゃ断器が「テスト」位置で自動投入すること。
b. 運転性能検査（②）
電動補助給水系の機能に必要な揚程、容量のもとで電動補助
給水ポンプを運転し、運転状態が次の表を満足すること。
（ポンプ）【定例試験】
容量(m3/h)：90を下回らないこと（工事計画書）
電動補助給水ポンプ起動試験
揚程(m)：900を下回らないこと（工事計画書）
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
異臭：過熱による異臭がないこと（系）
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しい漏えいがないこと ※軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること※：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。

65条

66条

67条

68条

補助給水系

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）

補助給水系機能検査(SR)
補助給水系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
補助給水系は、[蒸気発生器水位異常(1) 当直課長は、定期検査時に、施錠等により固定されていない補助給水系の流路中の弁が正し
低信号]、外部電源喪失時、安全注入
い位置にあることを確認する。
時及び全主給水ポンプのトリップ時に(2) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉のタービン動補助給水ポンプを起動させ、異自動的に作動し、主に「主給水管破常な振動、異音、異臭および漏えいがないことを確認する。
断」、｢主蒸気管破断｣、「主給水流量(3) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉のタービン動補助給水ポンプを起動させ、異喪失」、「蒸気発生器伝熱管破損」時
常な振動、異音、異臭、漏えいがないこと、および表６５－２に定める事項を確認する。
にその機能（※）が期待され、主給水(4) 発電室長は、定期検査時に、補助給水ポンプが模擬信号により起動することを確認する。ただ管破断時には、外部電源の喪失とし、タービン動補助給水ポンプについては、起動弁が動作することを確認する。
タービン動補助給水ポンプの単一故(5) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉の電動補助給水ポンプを起動させ、異常な振障を仮定しても、事象に対処するため
動、異音、異臭および漏えいがないことを確認する。
に必要な系統数が担保されていること(6) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉の電動補助給水ポンプを起動させ、異常な振①機能要求時に自動起動すること(2) 運転性能検査（①）
動、異音、異臭、漏えいがないこと、および表６５－３に定める事項を確認する。
②運転状態が要求機能を満足してい非常用予備発電装置機能検査 a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を(7) 当直課長は、モード１、２および３において、１ヶ月に１回、２台の電動補助給水ポンプおよび１台―ること（ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
のタービン動補助給水ポンプについて、ポンプを起動し、動作可能であることを確認する※１。ま【要求値（工事計画書）】
A・B電動補助給水ポンプ：32 ± 1.5（秒）た、確認する際に操作した弁については、正しい位置に復旧していることを確認する。
・電動補助給水ポンプ(8) 当直課長は、モード４（蒸気発生器が熱除去のために使用されている場合）において、１ヶ月に１
揚程：900m以上
回、１台以上の電動補助給水ポンプが手動で起動可能であることを確認する。
容量：90m3/h以上
・タービン動補助給水ポンプ(LCO)
揚程：900m以上(2) タービン動補助給水系(1)モード１、２および３において、電動補助給水ポンプによる２系統およびタービン動補助給水ポン
容量：210m3/h以上
a. ロジック検査（①）
プによる１系統が動作可能であること
蒸気発生器水位異常低、非安全系母線電圧低の模擬信号によ(2)モード４（蒸気発生器が熱除去のために使用されている場合）において、電動補助給水ポンプにり、タービン動補助給水ポンプ起動弁が全開すること。
よる１系統以上が動作可能であること
b. 運転性能検査（②）
タービン動補助給水系の機能に必要な吐出圧力、容量のもとでタービン動補助給水ポンプを運転し、運転状態が次の表を満足す
ること。
（ポンプ）
容量(m3/h)：210を下回らないこと（工事計画書）【定例試験】
圧力(MPa)（吐出圧力）：蒸気発生器圧力＋1.31を下回らない
補助給水系機能検査
タービン動補助給水ポンプ起動
こと（設計値）試験
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
異臭：過熱による異臭がないこと（系）
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しい漏えいがないこと ※軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること※：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。

―

（ポンプ）
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと。
○原子炉運転中におけるフルフローラインでの運転【月例等】
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
①試験のための養生（注入ライン喪失）により、機能要求時の対異臭：過熱による異臭がないこと。
応遅れ（安全上のリスク増加）（系）②運転員の負担増（ライン形成）
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著しい漏えいがないこと。(注1)○定量的な判定基準【月例等】
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること。
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。

―

（ポンプ）
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと。
○原子炉運転中におけるフルフローラインでの運転【月例等】
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
①試験のための養生（注入ライン喪失）により、機能要求時の対異臭：過熱による異臭がないこと。
応遅れ（安全上のリスク増加）（系）②運転員の負担増（ライン形成）
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著 ③原子炉熱出力超過の可能性
しい漏えいがないこと。(注1)
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること。
○定量的な判定基準【月例等】
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。

・ 520 m3 以上であること(2) 運転性能検査
a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を
非常用予備発電装置機能検査
原子炉補機冷却海水系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各――
通常の運転時において、安全上必要 （ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
号を実施する。
A・C海水ポンプ：24 ± 1.0（秒）な補機へ海水を供給できるように必要(1) 当直課長は、定期検査時に、施錠等により固定されていない原子炉補機冷却海水系の流路中B海水ポンプ：0 ＋ 0.5（秒）な２系統以上の流路が確保されていの弁が正しい位置にあることを確認する。
ること、並びに想定される運転時の異(2) 発電室長は、定期検査時に、海水ポンプが模擬信号により起動すること、および原子炉補機冷
常な過渡変化及び事故が発生しても却海水系自動作動弁が正しい位置に作動することを確認する。
非常用炉心冷却設備作動信号等に(3) 当直課長は、モード１、２、３および４において、海水ポンプまたは原子炉補機冷却水系の冷却よって自動的に起動し、事故時単一故器の切替を行った場合、切替の際に操作した弁が正しい位置にあることを確認する。
【定例試験】障を想定しても所定の機能を果たし得・原子炉補機冷却水ポンプ定期
るよう、多重性を考慮して、２系統以上(LCO)(2) 海水系モード切替弁動作検査
切替・運転状態に異常のないことが動作可能であること
原子炉補機冷却系機能検査
２系統が動作可能であること
安全注入信号により弁が全開又は全閉すること。
（２回／月）
・海水系統フローバランスが完了していること
・海水系統フローバランス（１回／年）

11 / 16 ページ【定事検】・フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流量、揚程を確認している。また、電動弁の作動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認することで担保している。
【月例試験】
・原子炉運転中におけるフルフローテストラインを用いた起動は注
入ライン喪失による機能要求時の対応遅れ（安全上のリスク増加）等があることから、月例試験ではミニマムフローでの起動試験を実施し、必要なパラメータの確認を追加する。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し＜ウォーミングしているプラントあり＞
タービン動補助給水ポンプ起動試験実施にあたってのウォーミン
グは実施必要事項（毎月の試験での翼への湿分影響を与えないこと、熱疲労を与えないこと等）であることから、設備保護の観点で試験前には実施が必要なものと考えている。
＜フルフローラインを有していない（ミニマムのみ）プラントあり＞
定事検、月例試験ともミニマムフローラインでの試験している。月
例の起動試験については、必要なパラメータの確認を追加する。

原子炉補機冷却水系

原子炉補機冷却海水系【プレコン疑義】
特に無し○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と ＜フルフローラインを有していない（ミニマムのみ）プラントあり＞
定事検、月例試験ともミニマムフローラインでの試験している。月考える。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対 例の起動試験については、必要なパラメータの確認を追加する。
応遅れの可能性
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(SR)(2) 運転性能検査
原子炉補機冷却水系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号
a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を
非常用予備発電装置機能検査を実施する。
――
通常の運転時において、安全上必要 （ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
(1) 当直課長は、定期検査時に、施錠等により固定されていない原子炉補機冷却水系の流路中のA・D原子炉補機冷却水ポンプ：40 ± 1.5（秒）な原子炉補機を冷却するのに必要な弁が正しい位置にあることを確認する。
B・E原子炉補機冷却水ポンプ：45 ± 1.5（秒）２系統以上の流路が確保されているこ(2) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉については１次系冷却水ポンプ、３号炉およびと、並びに想定される運転時の異常な４号炉については原子炉補機冷却水ポンプが模擬信号により起動すること、および原子炉補機冷
過渡変化及び事故が発生しても非常
却水系自動作動弁が正しい位置に作動することを確認する。
用炉心冷却設備作動信号等によって(3) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１号炉および２号炉については１次系冷却水ポ
自動的に起動し、事故時単一故障を【定例試験】
ンプまたは１次系冷却水冷却器、３号炉および４号炉については原子炉補機冷却水ポンプまたは想定しても所定の機能を果たし得るよ
・原子炉補機冷却水ポンプ定期
原子炉補機冷却水冷却器の切替を行った場合、切替の際に操作した弁が正しい位置にあることをう、多重性を考慮して、２系統以上が切替確認する。
(1) 冷却水系モード切替弁動作検査
・運転状態に異常のないこと動作可能であること
原子炉補機冷却系機能検査（１回／３ヶ月）
再循環自動切換信号により弁が全開又は全閉すること。
・原子炉補機冷却水系統フローバランスが完了していること
・原子炉補機冷却水系統フロー
(LCO)
バランス
２系統が動作可能であること（１回／年）【日常点検】
・復水タンク水位確認（１回／日）【定事検】・フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流量、揚程を確認している。また、電動弁の作動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認することで担保している。
【月例試験】
・原子炉運転中におけるフルフローテストラインを用いた起動は注
入ライン喪失による機能要求時の対応遅れ（安全上のリスク増加）等があることから、月例試験ではミニマムフローでの起動試験を実施し、必要なパラメータの確認を追加する。
【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

復水タンク

―

○補助給水系による蒸気発生器への実注入【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流考える。
量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作①出力の変動
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
②プラント停止のリスク

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(SR)
復水タンクが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
復水タンクの機能を確保することによ(1) 当直課長は、モード１、２、３および４（蒸気発生器が熱除去のため使用されている場合）におい
り、補助給水が必要となる異常事象発て、１日に１回、復水タンク水量を確認する。
生時における崩壊熱除去機能及び原子炉の冷却機能を担保すること(LCO)
復水タンク水量（有効水量） 520 m3 以上であること―

実条件性能確認評価／プレコン＜不足無し＞―

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】
・定事検にて、実条件同等の模擬信号により、機器（ポンプ、弁）が動作することを確認していること、及び流路の確認ならびに流○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
量調整を実施していることで担保している。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と【月例試験】
考える。
・月例試験（１回／３ヶ月）にて、定期切替時にポンプの運転状態①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対を確認することで担保している。
応遅れの可能性【日常管理】②原子炉運転中に事故時モードへの系統変更はプラント運転に・日常点検にて、ポンプの運転状態および実系統で運転している悪影響ことを確認することで担保している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】
・定事検にて、実条件同等の模擬信号により、機器（ポンプ、弁）が動作することを確認していること、及び流路の確認ならびに流○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
量調整を実施していることで担保している。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と【月例試験】
考える。
・月例試験（２回／月）にて、定期切替時にポンプの運転状態を確①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対認することで担保している。
応遅れの可能性【日常管理】②原子炉運転中に事故時モードへの系統変更はプラント運転に・日常点検にて、ポンプの運転状態および実系統で運転している悪影響ことを確認することで担保している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

68条の2 津波防護施設

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）(SR)
津波防護施設が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３、４、５、６および使用済燃料ピットに燃料体を貯蔵している期間において、１日に１回、ゲート落下機構の電源系および制御系に異常がないことを確認する。
(2) 土木建築課長は、モード１、２、３、４、５、６および使用済燃料ピットに燃料体を貯蔵している期間において、１ヶ月に１回、開放している取水路防潮ゲートの外観点検を行い、動作可能であることを確認する。

実条件性能（許認可要求事項）

敷地を越える津波が襲来した場合に、津波が敷地へ到達・流入することを防止するために、取水路防潮ゲートを設置し、防護対象設備が機能喪失することのないようにすること「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】■巡視点検①構造安全性に影響するひび割れなどの異常が無いこと。
②扉・ゲートが運用通りの状態（開または閉）において、その状況に異常がないこと。また、走行部・戸溝部に支障がないこと。
③鋼構造物については、設備の機能・性能に影響を与えるような腐食・塗膜剥離・変形・ボルト脱落がないこと。

―【日常点検】
保安規定に基づく保守管理

―

(LCO)
取水路防潮ゲートが２系統※１のゲート落下機構により動作可能※２であること

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

【日常管理】
・定期検査時にゲート毎に閉止信号の入力を実施し、閉止リレー○防潮ゲートの実動作【定事検/月例等】の動作を確認することで担保している
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と ・電路等の健全性の確認、日常の点検において設備に劣化がな
■外観点検
考える。
いことを確認することで担保している。
①防潮ゲートが２系統の落下機構により動作可能であること。
①取水停止によるプラント停止
・設備点検時にゲートを動作させ、固着がないことを確認すること・ゲート・開放機（ラック棒含む）の機能に影響を与えるような異常で担保している。
がないこと。ただし、閉ゲートについてはゲートの水中部は含まない。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
・各ゲート戸溝部に支承物がないこと。
・機側操作盤の表示に異常がないこと。

【プレコン疑義】
特に無し■防潮ゲート遠隔操作動作確認
・閉止したゲートに対して遠隔操作盤から閉止信号の入力を実施
し、閉止リレーの動作の確認を実施する。

(SR)
制御用空気系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１日に１回、制御用空気圧力を確認する。
69条

制御用空気系(LCO)
格納容器外制御用空気系
格納容器外制御用空気圧力が表６９－２で定める制限値内にあること
表６９－２
格納容器外制御用空気圧力（母管圧力） 0.56 MPa[gage]以上

安全上重要な設備（弁、ダンパ等）の駆動減として、その機能を維持するこ 制御用空気圧縮系機能検査と実条件性能確認評価／プレコン(1) 制御用空気圧縮機予備機自動起動検査
a. 格納容器外制御用空気圧縮機(a) 制御用空気だめ圧力が0.608±0.019MPaの範囲内で、自動起動すること。
(b) 制御用空気母管圧力が588±19kPaの範囲内で、自動起動すること。
b. 格納容器内制御用空気圧縮機(a) 制御用空気だめ圧力が0.608±0.019MPaの範囲内で、自動起動すること。
【定例試験】(b) 制御用空気圧縮装置出口ヘッダ圧力が588±19kPaの範囲内 ・制御用空気圧縮装置定期切替
で、自動起動すること。
（１回／月）
・運転状態に異常のないこと【日常点検】
・0.56 MPa[gage]以上(2) 警報確認検査
・格納容器外制御用空気圧力
a. 格納容器外制御用空気圧縮機（母管圧力）確認(a) 制御用空気だめ圧力が0.608±0.019MPaの範囲内で、警報が （１回／日）
発信すること。
(b) 制御用空気母管圧力が588±19kPaの範囲内で、警報が発信すること。
b. 格納容器内制御用空気圧縮機(a) 制御用空気だめ圧力が0.608±0.019MPaの範囲内で、警報が発信すること。
(b) 制御用空気圧縮装置出口ヘッダ圧力が588±19kPaの範囲内
で、警報が発信すること。

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】
自動起動機能、警報機能が健全であることを確認することで担保している。
○論理回路（警報、自動起動）の動作確認【月例等】【月例試験】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と月例試験（１回／月）にて、定期切替時にコンプレッサの運転状態考える。
を確認することで担保している。
①試験のための養生（警報回路、自動起動回路喪失）により、機【日常管理】
能要求時の対応遅れ（安全上のリスク増加）
１回/日に必要な系統圧力が維持されていることを確認することで②運転員の負担増（ライン形成など）担保している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

(1) よう素フィルタ性能検査（③）
次式により求めたよう素フィルタの総合除去効率が95％以上であること。（工事計画書）
中央制御室非常用循環系フィル 総合除去効率（％）＝よう素除去効率（％）×（1－漏えい率（％）
タ性能検査
／100）
この場合、よう素除去効率、漏えい率は次の表を満足すること。
よう素除去効率 放射性よう化メチル 97 ％以上
漏えい率 フロンガス 1 ％以下

－

－

【定事検】
・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、定事検にて性能を担保している。
○フィルタ性能検査【月例等】
・フィルタは静的機器であること、試運転時にはフィルタを劣化させ下記理由により、原子炉運転中に実施することは困難であると考 る有機溶剤等の使用を制限した上で実施すること等の管理によえる。
り、著しく劣化することは想定されないことから月例試験では不要①フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、 と整理する。
運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる。
【日常管理】
上記の管理により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

70条

(SR)
中央制御室非常用循環系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の想定される事故時に放出された放射各号を実施する。
性物質に対し、中央制御室非常用循
(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、中央制御室非常用循環フィルタのよう素除去効率（総合除
環系の浄化機能により確実に中央制
去効率）が表７０－２に定める値であることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
(2) 運転性能検査（①）
御室の雰囲気を維持し、運転員の内(2) 発電室長は、定期検査時に、中央制御室非常用循環ファンが模擬信号により起動すること、おa. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を部被ばくを防止すること
非常用予備発電装置機能検査
よび自動作動ダンパが正しい位置に作動することを確認する。
求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
中央制御室非常用循環系①機能要求時に自動起動すること（ディーゼル発電機の作動検査）(3) 当直課長は、モード１、２、３、４および使用済燃料ピットでの照射済燃料移動中において、１ヶ月
A中央制御室非常用循環ファン：10 ± 1.0（秒）②機能要求時に系統構成されることに１回、中央制御室あたり２台以上の中央制御室非常用循環ファンについて、ファンを起動し、動作B中央制御室非常用循環ファン：16 ± 1.0（秒）③運転状態が要求機能を満足してい可能であることを確認する※１。
ること【要求値（工事計画書）】(LCO)
よう素除去効率 ：95%以上(1) 自動起動時確認検査（①、②）
中央制御室当たり２系統以上が動作可能であること
中央制御室エリアモニタ「線量当量率高」の信号により、中央制
御室非常用循環ファンが自動起動するとともにファン、ダンパ等の切替りが行われること。

中央制御室非常用循環系機能検査(2) 運転状態確認検査（③）
中央制御室非常用循環ファンの運転状態が次の表を満足すること。
振動：不規則な振動やビビリ振動がないこと
異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がな
いこと
異臭：過熱による異臭がないこと

12 / 16 ページ【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

－

－

－

－

【定例試験】
中央制御室非常用循環ファン起動試験（中央制御室非常用循環・空調・循環ファン）
振動：不規則な振動またはビビリ振動がないこと。
異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。

○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と
【定事検】
考える。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対 ・定事検にて、模擬信号により中央制御室非常用循環系が起動することを確認している。
応遅れの可能性【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と 必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る考える。
①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対 論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
応遅れの可能性＜不足無し＞－

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

1次系換気空調設備検査(2)よう素フィルタ性能検査（③）
次式により求めたよう素フィルタの総合除去効率が 95％以上であること。（工事計画書）
総合除去効率（％） ＝ よう素除去効率（％）×（1－漏えい率（％）／100）
この場合、よう素除去効率、漏えい率は次の表を満足すること。
よう素除去効率 放射性よう化メチル 97 ％以上
漏えい率 フロンガス 1 ％以下

－

－

【定事検】
・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、定事検にて性能を担保している。
○フィルタ性能検査【月例等】
・フィルタは静的機器であること、試運転時にはフィルタを劣化させ下記理由により、原子炉運転中に実施することは困難であると考 る有機溶剤等の使用を制限した上で実施すること等の管理によえる。
り、著しく劣化することは想定されないことから月例試験では不要①フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、 と整理する。
運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる。
【日常管理】
上記の管理により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

71条

安全補機室空気浄化系(SR)
安全補機室空気浄化系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、１号炉および２号炉については補助建屋よう素除去排気
原子炉冷却材喪失（LOCA）時の再循フィルタ、３号炉および４号炉については安全補機室空気浄化フィルタのよう素除去効率（総合除去
環モード時に安全補機室（格納容器ス効率）が表７１－２に定める値であることを確認し、その結果を発電室長に通知する。
プレイポンプ室、余熱除去ポンプ室(2) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉については補助建屋よう素除去排気ファン、３等）に漏えいする放射性物質を除去
号炉および４号炉については安全補機室空気浄化ファンが模擬信号により起動することを確認する
し、環境に放出される放射性物質の濃こと、および自動作動ダンパが正しい位置に作動することを確認する。
度を減少させるための安全補機室空(3) 発電室長は、定期検査時に、１号炉および２号炉については補助建屋よう素除去排気ファンを(2) 運転性能検査（①）
気浄化系の機能を確保すること起動させ、異音がないことを確認する。
a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を①機能要求時に自動起動すること
非常用予備発電装置機能検査(4) 発電室長は、定期検査時に、３号炉および４号炉については安全補機室空気浄化ファンを起動②機能要求時に系統構成されること （ディーゼル発電機の作動検査） 求める機器が次に掲げる時間内に負荷できること。
させ、異常な振動、異音がないこと、および安全補機室内の圧力が１０分以内に負圧になることを
A・B安全補機開閉器室空調ファン：10 ± 1.0（秒）③運転状態が要求機能を満足してい確認する。
A・B安全補機開閉器室循環ファン：10 ± 1.0（秒）ること(5) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、１号炉および２号炉については２【要求値（工事計画書）】
台の補助建屋よう素除去排気ファン、３号炉および４号炉については２台の安全補機室空気浄化
よう素除去効率 ：95%以上
ファンについて、ファンを起動し、動作可能であることを確認する※１。

【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

－

－

【定事検】
・定事検にて、模擬信号により安全補機室空気浄化系が起動する
ことを確認している。
【日常管理】○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難とために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する考える。
必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあるこ①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対とから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る応遅れの可能性
論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

(LCO)
２系統が動作可能であること【プレコン疑義】
特に無し

1次系換気空調設備検査

72条

(SR)
燃料取扱建屋空気浄化系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 原子炉保修課長は、定期検査時に、１号炉および２号炉については補助建屋排気ファン、３号
炉および４号炉についてはアニュラス空気浄化ファンが模擬信号により起動すること、および自動作動ダンパが正しい位置に作動することを確認し、その結果を発電室長に通知する。
燃料取扱建屋空気浄化系(2) 当直課長は、使用済燃料ピットでの照射済燃料移動中において、１ヶ月に１回、１号炉および２号炉については２台以上の補助建屋排気ファン、３号炉および４号炉については２台のアニュラス
空気浄化ファンについて、ファンを起動し、動作可能であることを確認する※１。

使用済燃料ピットにおける燃料集合体の落下時に燃料取扱建屋に漏えいす
る放射性物質を除去し、環境に放出さ 非常用予備発電装置機能検査
れる放射性物質の濃度を減少させる （ディーゼル発電機の作動検査）
ための燃料取扱建屋空気浄化系の機能を確保すること(1)1次系換気空調設備検査（②、③）ファン
振動：不規則な振動やビビリ振動がないこと。
異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
（ファン）
異臭：過熱による異臭がないこと。
【定例試験】
振動：不規則な振動またはビビリ振動がないこと。
フィルタ
安全補機室空気浄化ファン起動 異音：送風音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
粗フィルタ差圧：294Pa以下であること。
試験
異臭：過熱による異臭がないこと。
微粒子フィルタ差圧：498Pa以下であること。
ダンパ
ファン起動及び停止時においてダンパが円滑に開閉動作すること。

（５９条に同じ）【定例試験】
アニュラス空気浄化ファン起動
試験（５９条に同じ）＜不足無し＞－（５９条に同じ）(LCO)
２系統が動作可能であること

外部電源（1号炉および２
73条の1 号炉） －モード１，２，３および４－
外部電源（1号炉および２
73条の2 号炉） －モード５，６および照射済燃料移動中－

73条の3

外部電源（３号炉および４
号炉）

(SR)
外部電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３、４、５、６および使用済燃料ピットに燃料体を貯蔵している期間において、１週間に１回、所要の非常用高圧母線に電力供給可能な外部電源３回線以上の電圧が確立していること、および１回線以上は他の回線に対して独立性を有していることを確認する。
なお、予備変圧器から所内負荷へ給電時は、77kV送電線の電流値を確認する。
事故後の機能要求なし―【日常点検】
・外部電源回線数確認
・外部電源独立性確認（１回／週）

―

(LCO)
外部電源
(1) ３回線以上が動作可能であること(2) (1)の外部電源のうち、１回線以上は他の回線に対して独立性を有していること

13 / 16 ページ

・３回線以上が動作可能であること
・上記の外部電源のうち、１回線以上は他の回線に対して独立性 事故後の実条件性能の要求なしを有していること（５９条に同じ）

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等名称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン(1) 自動起動検査
ディーゼル発電機は非常用高圧母線低電圧信号発信後10秒以内 に電圧が確立すること。（工事計画書）(2) 運転性能検査
a. ディーゼル発電機しゃ断器投入からディーゼル発電機に電源を求める機器が次の表に掲げる時間内に負荷できること。
b. ディーゼル発電機の運転状態は、ディーゼル発電機に電源を求める機器を負荷した状態において次の表を満足
すること。

74条

（機関）
DG入口潤滑油圧力(MPa) ＞0.392
DGシリンダ入口冷却水圧力(kPa) ＞147
DGシリンダ出口冷却水温度(℃) ＜90.0
非常用予備発電装置機能検査
DG機関出口潤滑油温度(℃) ＜75.0※３（ディーゼル発電機の作動検査）
異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
振動：不規則な振動がないこと。
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部か(SR)
ら著しい漏えいがないこと。※1
ディーゼル発電機が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を
（発電機）
実施する。
所要のディーゼル発電機の健全性を
電圧：無負荷運転時6,900±345Vであること。※２(1) 発電室長は、定期検査時に、次の事項を確認する。
確保することで、「原子炉冷却材喪失」
周波数：無負荷運転時60±3Hzであること。※２(a) 模擬信号によりディーゼル発電機が起動し、１０秒以内にディーゼル発電機の電圧が確立する と「外部電源喪失」が同時に起こった振動：不規則な振動がないこと。
こと。
場合において原子炉停止系及び工学
異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
(b) ディーゼル発電機に電源を求める機器が、母線電圧確立から所定の時間内に所定のシーケン 的安全施設等の安全機能を維持する
異臭：過熱による異臭がないこと。
スに従って順次負荷をとることができること。
ために必要な電源を供給できること
漏えい：潤滑油系統より著しい漏えいがないこと。(※1)(c) (b)における所定負荷のもとにおいて、ディーゼル発電機が電圧 6,900±345 V および周波数 60 ディーゼル発電機は、非常用高圧母※１ ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
ディーゼル発電機 －モー±3 Hz で運転可能であること。
線低電圧信号又は非常用炉心冷却設※２ 工事計画書
ド１、２、３および４－(2) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、２基のディーゼル発電機につい
備作動信号で起動し、〔約10 秒〕で電※３ 設計値て、待機状態から起動し、無負荷運転時の電圧が 6,900±345 V および周波数が 60±3 Hz である 圧を確立した後は、各非常用高圧母ことならびに引き続き非常用高圧母線に並列して定格出力で運転可能であることを確認する。
線に接続し負荷に給電できること(3) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１ヶ月に１回、燃料油サービスタンク貯油量を確認する。
【要求値（工事計画書）】
電圧確立時間：10秒以内(LCO)
出力：5,400kW/個(1)ディーゼル発電機２基が動作可能であること(2)燃料油サービスタンクの貯油量が1.10 m3 以上であること

非常用予備発電装置機能検査（ディーゼル発電機定格容量検
査）

75条

(SR)
ディーゼル発電機が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３および４以外において、１ヶ月に１回、ディーゼル発電機について以下の事項を実施する。
ディーゼル発電機 －モー (a) ディーゼル発電機を待機状態から起動し、無負荷運転時の電圧が 6,900±345 V および周波数
ド１、２、３および４以外－ が 60±3 Hz であることを確認する。
(b) 燃料油サービスタンク貯油量を確認する。

（7４条に同じ）（7４条に同じ）【定例試験】
ディーゼル発電機負荷試験

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実（機関）
条件性能確認に対しては下記の通り。
異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
【定事検】振動：不規則な振動がないこと。
・Ｄ／Ｇの自動起動試験は原子炉運転中に実施することは安全上漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著困難であることから、定事検にて実作動することを確認している。
しい漏えいがないこと。(注1)【月例試験】（発電機）
・月例にて、電圧、周波数、定格出力等の確認を実施し、定格出
電圧(V)：6,900±345
力において機器の運転状態および関連パラメータを確認してい周波数(Hz)：60.00±3.00
る。
○模擬信号投入による自動起動試験【定事検/月例等】
出力：定格出力(5,400kW)で運転可能であること。
【日常管理】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する考える。
異臭：過熱による異臭がないこと。
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する①試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対振動：不規則な振動がないこと。
必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあるこ
応遅れの可能性
漏えい：潤滑油系統から著しい漏えいがないこと。(注1)とから、安全上実施すべきではない。このため、自動起動に係る（注１）ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
論理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。
（燃料油サービスタンク）
貯油量：1.10m3以上であること。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
（潤滑油タンク）【プレコン疑義】
油量：3.60m3以上であること。
・ターニング・エアラン・注油（始動用空気だめ）
月例試験前のターニング、エアラン、注油については、設備保護
圧力：2.45MPa以上であること。
の観点で実施が必要なものと考える。

(1) ディーゼル発電機定格容量検査
ディーゼル発電機定格容量は、次の表を満足すること。
ディーゼル発電機
電力 ：5400kW（7４条に同じ）（7４条に同じ）（7４条に同じ）（7４条に同じ）（7４条に同じ）(LCO)(1)ディーゼル発電機２基が動作可能であること(2)燃料油サービスタンクの貯油量が1.10 m3 以上であること

76条

77条

ディーゼル発電機の燃料
油、潤滑油および始動用
空気ディーゼル発電機燃料油系は、各ディーゼル発電機は、原子炉冷却材(SR)喪失後、定格負荷で必要な期間、電所要のディーゼル発電機の燃料油、潤滑油および始動用空気が前項で定める運転上の制限を満力を供給し続ける十分な容量を備え足していることを確認するため、次号を実施する。
ていること(1) 当直課長は、１ヶ月に１回、所要のディーゼル発電機の燃料油貯油そうの油量、潤滑油タンクのディーゼル発電機潤滑油系は、あらゆ
油量および始動用空気だめ圧力を確認する。
る負荷運転条件下で、ディーゼル発電機の正常な運転を可能にする十分な(LCO)
潤滑油を備えていること
所要のディーゼル発電機の燃料油貯蔵タンクの油量、潤滑油タンクの油量および始動用空気だめ
各ディーゼル発電機の始動用空気だ
圧力が表７６－２に定める制限値内にあること
めは、〔10〕秒以内にディーゼル発電機を所定の電圧と周波数を達成でき
表７５－２
る適正な容量を備えていること
燃料油貯油そうの油量（保有油量） 226 m3 以上
潤滑油タンクの油量（保有油量）
3.6 m3 以上【要求値（設置許可 添十）】
始動用空気だめ圧力
2.45 MPa[gage] 以上
事象発生後7日間ディーゼル発電機を全出力で運転した場合、約450.9kℓ の
重油が必要

(SR)
非常用直流電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 発電室長は、定期検査時に、非常用直流電源の健全性を確認する。
非常用直流電源 －モード
(2) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１週間に１回、浮動充電時の蓄電池端子電圧が１、２、３および４－127.1 V 以上であることを確認する。
(LCO)
２系統（蓄電池および充電器）が動作可能であること―

原子炉の運転に必要な非常用直流電
直流電源系機能検査源を確保すること。また、運転時の異常な過渡変化及び事故の想定事象が発生した場合に、工学的安全施設等の継電器、開閉器、電磁弁、無停電電源装置等に直流電源を供給できること【要求値（工事計画書）】
容量：2,400Ah/組 (10時間率)
電圧：129V

直流電源系作動検査【日常点検】
・燃料油貯油そうの油量確認（１回／日）
・潤滑油タンクの油量確認
・始動用空気だめ圧力確認（１回／月）―(1) 直流電源系機能検査
直流電源系の運転状態は次の表を満足すること。
浮動充電電圧(V)：129.0±1.9（各セル）
電圧(V)：2.15±0.05
比重（20℃換算値）：1.215±0.010
温度(℃)：45以下
液位：最高・最低液面線内(1) 直流電源系作動検査
充電器の交流入力電源停電状態において、蓄電池から給電していること。

14 / 16 ページ

・貯油量：226m3以上であること。
・油量：3.60m3以上であること。
・圧力：2.45MPa以上であること。

＜不足無し＞

・DG運転に必要となる燃料油貯油そう、潤滑油タンクの油量、始動用空気だめ圧力を確認することで必要な機能は担保している。
・燃料油移送ポンプについては、負荷試験時にサービスタンクの油量を確認することで性能（補給できること）を担保しており、必要
容量及び移送の健全性を持って実条件性能確認に適合していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【日常点検】
・浮動充電時の蓄電池端子電圧
・127.1 V 以上
確認
（１回／日）―＜不足無し＞―【定事検】・運転中、停止中の直流電源の必要な機能である、充電器及び蓄電池の必要電圧を確認することで担保している。
・充電器の交流入力電源停電状態において、蓄電池から給電していることを確認することで担保している。
【日常管理】
日常点検にて、蓄電池端電圧（１回／日）を確認することで担保している。

○蓄電池の実給電【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
考える。
①放電による容量低下により、機能要求時に性能を発揮できなく【プレコン疑義】
なる可能性
特に無し

関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）「実条件性能確認」適合の考え方

実条件性能（許認可要求事項）

定期事業者検査等名称（77条に同じ）（77条に同じ）（77条に同じ）

―

―

78条

(SR)
非常用直流電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード５、６および照射済燃料移動中において、１週間に１回、浮動充電時の蓄電
非常用直流電源 －モード
池端子電圧が 127.1 V 以上であることを確認する。
５，６および照射済燃料移
動中－
(LCO)
非常用直流電源
所要の設備の維持に必要な非常用直流母線に接続する系統（蓄電池および充電器）が動作可能であること79条(SR)
所内非常用母線が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード１、２、３および４において、１週間に１回、表７９－１に定める所内非常用母線が受電されていることを確認する。
非常用所内電源系を構成する所内非常用母線の受電を確保することによ
所内非常用母線 －モード
(LCO)
り、重要度の特に高い安全機能を有
１、２、３および４－
所内非常用母線する構築物、系統及び機器の安全機
次の所内非常用母線が受電していること能を確保すること(1) ２つの非常用高圧母線(2) ２つの非常用低圧母線(3) ２つの非常用直流母線(4) ４つの非常用計器用母線

定期事業者検査等での判定基準(SR)
所内非常用母線が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード５、６および照射済燃料移動中において、１週間に１回、所要の設備の維持に必要な非常用高圧母線、非常用低圧母線、非常用直流母線および非常用計器用母線が受電されていることを確認する。

80条

81条

所内非常用母線 －モード
５，６および照射済燃料移
(LCO)
動中－
所内非常用母線
所要の設備の維持に必要な次の所内非常用母線が受電していること(1) 非常用高圧母線(2) 非常用低圧母線(3) 非常用直流母線(4) 非常用計器用母線事故後の機能要求なし(SR)
１次冷却材中のほう素濃度が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。
(1) 当直課長は、モード６において、３日に１回、１次冷却材中のほう素濃度を確認する。
１次冷却材中のほう素濃度(2) 原子燃料課長は、原子炉格納容器内での燃料装荷および燃料取出作業前において、ほう素希 事故後の機能要求なし－モード６－
釈ラインが隔離されていることを確認する。

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）（77条に同じ）

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン（77条に同じ）（77条に同じ）（77条に同じ）【日常点検】
・所内非常用母線数確認（１回／週）

・次の所内非常用母線が受電していること(1) ２つの非常用高圧母線(2) ２つの非常用低圧母線(3) ２つの非常用直流母線(4) ４つの非常用計器用母線

・日常点検にて、所内非常用母線が受電されていることが確認することで「実条件性能」として必要となる機能は担保している。

・所要の設備の維持に必要な次の所内非常用母線が受電していること(1) 非常用高圧母線
月例等において、必要な所内非常用母線が受電されていることが確認されていることで実条件性能確認に適合していると整理する。
(2) 非常用低圧母線(3) 非常用直流母線(4) 非常用計器用母線＜不足無し＞【プレコン疑義】
特に無し

―

―

【日常点検】
・所内非常用母線数確認（１回／週）――【日常点検】
・ＲＣＳほう素濃度確認（１回／３日）・2,800 ppm 以上であること――【日常点検】
・原子炉キャビティ水位（燃料移動中、１回／日）・EL 31.4 m 以上であること

事故後の実条件性能の要求なし――【日常点検】
・原子炉格納容器貫通部確認（燃料装荷および燃料取出作業
前）・原子炉格納容器貫通部(1) 機器ハッチが全ボルトで閉じられていること(2) 各エアロックが１つ以上のドアで閉止可能であること(3) その他の貫通部のうち、隔離弁については閉止可能であること、隔離弁以外については閉止フランジまたは同等なものによって閉じられていること

事故後の実条件性能の要求なし――【日常点検】
・ＳＦＰ水位、温度確認（１回／週）

・水位 EL 31.4 m 以上
・水温 65 ℃ 以下

事故後の実条件性能の要求なし（80条に同じ）(LCO)
１次冷却材中のほう素濃度 2,800 ppm 以上であること

82条

原子炉キャビティ水位(SR)
原子炉キャビティ水位が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、モード６(キャビティ高水位)※１において、１日に１回、原子炉キャビティ水位を確認
事故後の機能要求なし
する。
(LCO)
原子炉キャビティ水位 EL 31.4 m 以上であること

83条

原子炉格納容器貫通部（１号炉および２号炉） －燃
料移動中－
(SR)
原子炉格納容器貫通部が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 原子燃料課長は、原子炉格納容器内での燃料装荷および燃料取出作業前に、原子炉格納容器貫通部の状態を確認する。

原子炉格納容器貫通部（３83条の2
事故後の機能要求なし
号炉および４号炉）(LCO)
原子炉格納容器貫通部(1) 機器ハッチが全ボルトで閉じられていること(2) 各エアロックが１つ以上のドアで閉止可能であること(3) その他の貫通部のうち、隔離弁については閉止可能であること、隔離弁以外については閉止フ
ランジまたは同等なものによって閉じられていること(SR)
使用済燃料ピットが前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直課長は、１週間に１回、使用済燃料ピットの水位および水温を確認する。
84条

使用済燃料ピットの水位お
(LCO)
よび水温
使用済燃料ピット水位および水温が表８４－２で定める制限値内にあること
表８４－２
水位 EL 31.4 m 以上
水温 65 ℃ 以下

事故後の機能要求なし

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関 西 電 力

高浜発電所３，４号機
保安規定
条文

保安規定条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方
定期事業者検査等での判定基準

定期事業者検査等名称

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン

８５条 ＳＡ条文抜粋

―

85条

（LCO）
重大事故等時に炉心の著しい損傷又恒設代替低圧注水ポンプによる代替原子炉格納容器スプレイ系が動作可能であること
は原子炉格納容器の破損を防止でき
表85-6 原子炉格納容器ること
スプレイをするための設備（確認事項）①機能要求時に手動起動できること
85-6-2 代替原子炉格納・発電室長は、定期検査時にポンプを起動し、異常な振動、異音、異臭、漏えいがないこと、および ②機能要求時に系統構成されること
容器スプレイ －恒設代替
揚程が 98ｍ以上、容量が 140m3/h以上であることを確認する。
③運転状態が要求機能を満足してい低圧注水ポンプによる代替
・当直課長は、１ヶ月に１回、モード１、２、３および４において、ポンプを起動し、動作可能であること ること
原子炉格納容器スプレイを確認する。
【要求値（工事計画書）】
原子炉格納容器安全系機能検－・当直課長は、１ヶ月に１回、モード５および６において、ポンプが手動起動可能であることを確認す 揚程：98m以上査る。
容量：140m3/h以上――

b. 恒設代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレイ系の機能に必要な揚程、容量のもとで恒設代替低圧注水ポンプを運転し、運転状態が次の表を満足すること。
（ポンプ）
容量(m3/h)：140を下回らないこと（工事計画書）
揚程(m)：98を下回らないこと（工事計画書）
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
異臭：過熱による異臭がないこと（系）
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しい漏えいがないこと ※1
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること ※2※１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
※２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。
(2) モード切替弁動作検査
中央制御室の操作スイッチにより弁が全開又は全閉すること。

【定例試験】
恒設代替低圧注水ポンプ起動試験（モード１～４により確認）―○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流
以下の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作考える。
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
①系統圧力＞吐出圧力（約1MPa）のため、実注入不可（ポンプ）
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがないこと。
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
（系）
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著 ○定量的な判定基準【月例等】
しい漏えいがないこと。(注1)
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること。(注2)
構成：確認する際に操作した弁が、正しい位置に復旧していること。
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
注２：連続滴下で糸状に漏えいしていないこと。

（モード１～４により確認）

月例試験においても、必要なパラメータの確認を追加する。
【プレコン疑義】
特に無し（モード１～４により確認）

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

（ＬＣＯ）(1)静的触媒式水素再結合装置の所要数が動作可能であること(2)静的触媒式水素再結合装置温度監視装置の所要数が動作可能であること(3)原子炉格納容器水素燃焼装置の所要数が動作可能であること(4)原子炉格納容器水素燃焼装置温度監視装置の所要数が動作可能であること

85条

原子炉格納容器水素再結合装
置機能検査（確認事項）＜静的触媒式水素再結合装置＞
・原子炉保修課長は、定期検査時に装置の外観点検により動作可能であることを確認する。
炉心の著しい損傷が発生した場合に・当直課長は、１ヶ月に１回、モード１、２、３、４、５および６において、装置の外観点検により動作可
おいて原子炉格納容器内における水能であることを確認する。
表85-10 水素爆発による素による爆発による損傷を防止できる＜静的食愛式水素再結合装置温度監視装置＞
原子炉格納容器の破損をこと
・計装保修課長は、定期検査時に装置の機能を確認する。
防止するための設備・当直課長は、１ヶ月に１回、モード１、２、３、４、５および６において、装置が動作不能でないことを
85-10-1 水素濃度低減【要求値（工事計画書）】
指示値により確認する。
原子炉格納容器水素再結合装置＜原子炉格納容器水素燃焼装置＞
容量：504W/個計測制御系監視機能検査
・電気保修課長は、定期検査時に装置の外観点検により動作可能であることを確認する。
・当直課長は、１ヶ月に１回、モード１、２、３、４、５および６において、装置の外観点検※３により動作可能であることを確認する。
＜原子炉格納容器水素燃焼装置温度監視装置＞
・計装保修課長は、定期検査時に装置の機能を確認する。
・当直課長は、１ヶ月に１回、モード１、２、３、４、５および６において、装置が動作不能でないことを指示値により確認する。

(1) 容量確認検査
抵抗値測定による容量確認検査及び設備運転による容量確認
検査における、原子炉格納容器水素燃焼装置の容量が504W以【定例試験】
上であること。
重大事故等対処設備点検(2) 運転性能検査
原子炉格納容器水素燃焼装置のコイル部が発熱により赤色化
すること。

85条

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できること【要求値（工事計画書）】
揚程：46m以上
容量：140m3/h以上

85条

表85-15 電源設備
85-15-1 空冷式非常用（確認事項）
発電装置からの給電・発電室長は、定期検査時に発電機を起動し、運転状態（電圧等）に異常がないことを確認する。
・当直課長は、１ヶ月に１回、発電機を起動し、動作可能であることを確認する。

以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

表34-2に同じ

原子炉格納容器内状態監視装
置確認

静的触媒式水素再結合装置温度監視装置および原子炉格納容器水素燃焼装置温度監視装置が動作不能でないこと――

可搬型水素濃度監視設備他健全性確認試験

静的触媒式水素再結合装置（筐体）(1)機能・性能に影響を及ぼすおそれのある打こん、変形等がないこと。
(2)基礎ボルト等に緩みがないこと。
(3)溶接部が健全であること。
静的触媒式水素再結合装置（ブラケット）(1)有意な塗装の剥離がないこと。

―

―

―

―

その他原子炉注水系機能検査

―

（ＬＣＯ）
空冷式非常用発電装置による電源系１系統が動作可能であること

手動起動可能であること【定事検】・抵抗値測定により、各イグナイタの性能確認を実施している。
・通電により、動作状況を確認している。
【月例試験】
・頻繁に通電する事は安全上困難であることから、月例試験にて待機状態であることを確認している。

【プレコン疑義】
特に無し※３：ループ室内、加圧器室内およびドーム部を除く。

（ＬＣＯ）
表85-14 重大事故等の収 燃料取替用水タンク補給用移送ポンプによる復水タンクから燃料取替用水タンクへの補給系が動束に必要となる水の供給 作可能であること
設備
85-14-2 復水タンクから （確認事項）
燃料取替用水タンクへの ・原子炉保修課長は、定期検査時にポンプを起動し、異常な振動、異音、異臭、漏えいがないこと、
補給および揚程が 46ｍ以上、容量が 140m3/h以上であることを確認する。
・当直課長は、１ヶ月に１回、ポンプを起動し、動作可能であることを確認する。

○実動作の確認【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは安全上困難と考える。
①通電によるコイルの劣化の可能性――

電源が喪失したことにより重大事故等
1. 空冷式非常用発電装置系統が発生した場合において炉心の著し(1) 外観検査
い損傷、原子炉格納容器の破損、貯機能・性能に影響を及ぼす恐れのある取付状態、干渉状態、支持蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運状態、各部からの漏れ、き裂及び変形等の異常がないこと。
転停止中における発電用原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するため
2. 軸受に必要な電力を確保できること(1) 機能・性能検査【要求値（工事計画書）】
その他非常用発電装置の付属 a. 機能検査
空冷式非常用発電装置起動試
設備検査
測定値及び運転状態が次の表を満足すること。
験エンジン潤滑油圧力：目標値（450kPa）以上であり、安定していること。
エンジン潤滑油温度：目標値（109.5℃）以下であり、安定していること。
振動：不規則な振動がないこと。
異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。

16 / 16 ページ――○水源の実移送試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流考える。
量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作①燃料取替用水タンクのほう素濃度低下による解析条件逸脱
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
②移送後の水処理困難(1) 運転性能検査
a. 燃料取替用水タンク補給用移送ポンプを検査系統で運転し、運転状態が次の表を満足すること。
（ポンプ）
（ポンプ）
振動：不規則な振動またはビビリ振動がなく、伝播振動による配管、付属機器等に揺れがない
容量(m3/h)：140を下回らないこと（工事計画書）
こと。
揚程(m)：46を下回らないこと（工事計画書）
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと。
振動：不規則な振動又はビビリ振動がなく伝播振動による配燃料取替用水タンク補給用移送 異臭：過熱による異臭がないこと。
管、付属機器等に揺れがないこと○定量的な判定基準【月例等】
ポンプ起動試験（系）
異音：流水音が主体で、不規則な音、断続的な音がないこと
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著
異臭：過熱による異臭がないこと
しい漏えいがないこと。(注1)（系）
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏え
漏えい：本体及び付属機器、接続部及び弁グランド部より著しいであること。
い漏えいがないこと ※1
注１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
軸封部についてはポンプ機能に影響を及ぼさない漏えいであること※１：ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。

―【プレコン疑義】
特に無し＜不足無し＞

月例試験においても、必要なパラメータの確認を追加する。
【プレコン疑義】
特に無し○水源の実移送試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と フルフローテストラインを用いたポンプ起動試験により、必要な流考える。
量、揚程（圧力損失等を考慮）を確認している。また、電動弁の作①燃料取替用水タンクのほう素濃度低下による解析条件逸脱
動確認も実施し、系統構成が適切になされることを確認している。
②移送後の水処理困難（機関）
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
条件性能確認に対しては下記の通り。
異臭：過熱による異臭がないこと。
振動：不規則な振動がないこと。
【定事検】
漏えい：本体および付属機器、接続部および弁グランド部から著・負荷試験（恒設代替低圧注水ポンプへの供給）により、電力を供しい漏えいがない
給できること、運転状態及びエンジン性能の確認を実施している。
○定格容量試験こと。(注1)【月例試験】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と（発電機）・負荷試験（恒設代替低圧注水ポンプへの供給）により、電力を供考える。
電圧(V)：6,600±330
給できること、運転状態及び関連パラメータを確認していることか①母線に接続できないため、定格出力に対する負荷がない
周波数(Hz)：60.0±1.2
ら、実条件性能を確認していると整理する。
異音：不規則な音、断続的な音がないこと。
異臭：過熱による異臭がないこと。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
振動：不規則な振動がないこと。
漏えい：潤滑油系統から著しい漏えいがないこと。(注1)【プレコン疑義】（注１）ごく軽度のにじみの程度を超えないこと。
特に無し

別紙

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

19条

保安規定
条文名称

停止余裕

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）
停止余裕が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。燃料取替終了
後，次号に定める停止余裕の検査を行うまでは制御棒の引き抜きを行ってはならない。
（１）燃料ＧＭは，燃料取替終了後，停止余裕の検査を０．３８％Δk/k※１の反応度補正をした状態で実施し，その結果を当直長に通知する。

実条件性能（許認可要求事項）

事故後の機能要求なし（LCO)
挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値の制御棒1本（6号炉及び7号炉においては、同一水圧制御ユニットに属する1組又は1本の制御棒）が挿入されない場合でも、原子炉を常に冷温で臨界未満にできること。

20条

反応度監視

反応度の予測値と監視値の差が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）燃料ＧＭは，燃料取替後の原子炉起動操作※２終了から３日間以内に１回反応度の予測値と監視値の差を評価する。
（２）燃料ＧＭは，原子炉の状態が運転において，燃焼度の増分が１０００ＭＷｄ／ｔに１回反応度の予測値と監 事故後の機能要求なし
視値の差を評価する。

「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

特性検査
要領書4：原子炉停止余最大価値制御棒を全引抜きし、反応度補正をした状態で、原子炉は臨 裕検査
界未満であること。（原子炉施設保安規定）-

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）-

予測値と監視値の評価(３日間以内に１回)反応度の予測値と監視値の差を評価すること(燃焼度の増分が１０００
ＭＷｄ／ｔに１回)-

実条件性能確認評価／プレコン

事故後の実条件性能の要求なし

事故後の実条件性能の要求なし（LCO)
反応度の予測値と監視値の差： ±１%Δk/k以内

21条

制御棒が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）原子炉ＧＭは，制御棒と制御棒駆動機構の結合を取り外した場合は，取り付け後，当該の制御棒と制御
棒駆動機構が結合していることを確認し，その結果を原子炉起動前に当直長に通知する。
（２）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，全制御棒の位置を２４時間に１回確認する。
（３）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，１ステップ以上の挿入・引抜が可能であることを１ヶ制御棒の動作確
月に１回確認する。ただし，全挿入位置の制御棒，動作不能となった制御棒及びスタックした制御棒を除く。ま 事故後の機能要求なし
認た，他の条文で制御棒の操作を禁止された場合も除く。

（２）全制御棒の位置確 （２）全制御棒の位置を確認
認（３）【定例試験】制御棒駆動系挿入、引抜き試験(２４時間／１回)
全ての確認事項を満足したことを確認し、制御棒の挿入操作を１ 事故後の実条件性能の要求なし（３）制御棒駆動系挿入、 ノッチずつ２回、引抜操作を１ノッチずつ２回行い、制御棒の動き ただし、22条のスクラム機能を間接的に確認。
引抜き試験
及び位置表示が正常であることを確認し、記録及び当該制御棒の(１ヶ月／１回)「良」を○で記録する。

（１）制御棒駆動水圧系
設備検査（結合確認検査）（２）（３）なし（LCO)
制御棒 （１）制御棒がスタックしていないこと（２）制御棒が動作不能でないこと

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

22条

23条

制御棒のスクラム機能

制御棒の操作

制御棒のスクラム機能が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）燃料ＧＭは，定検停止時に制御棒駆動水圧系の検査で，スクラム時間が表２２－２に定める値であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
（２）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，制御棒駆動機構を除外した制御棒を除き，制御棒 安全解析で期待している制御棒
スクラムアキュムレータの圧力が表２２－２に定める値であることを１週間に１回確認する。また，当直長は， 挿入に要する時間が原子炉設置
必要に応じて制御棒スクラムアキュムレータの充填を行う。
（変更）許可申請書記載の以下時（３）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，制御棒駆動機構を除外した制御棒が発生した場合 間を満足していること。
要領書33：制御棒駆動
は，他の制御棒のスクラム時間の平均値が表２２－２に定める値であることを管理的手段により確認する。
水圧系機能検査
全制御棒のスクラム時間の平均（LCO)
値
制御棒のスクラム機能：動作可能であること（６０％挿入）１．４４秒以下（１００％挿入） ２．８０秒以下
６号炉７号炉 全制御棒のスクラム時間の平均値（６０％挿入）１．４４秒以下（１００％挿入） ２．８０秒以下
制御棒スクラムアキュムレータの圧力 １２．８MPa[gage]以上

制御棒の操作が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）燃料ＧＭは，原子炉の状態が運転及び起動で，かつ原子炉熱出力１０％相当以下の場合における制御
棒操作に先立ち，制御棒操作手順を作成し，主任技術者の確認を得て当直長に通知する。
（２）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，かつ原子炉熱出力１０％相当以下の場合は，制御
棒価値ミニマイザを使用して，制御棒の操作を行う。なお，制御棒価値ミニマイザが使用不可能な場合は，制御棒操作手順に従って操作されていることを確認するため，制御棒の操作を行う運転員の他に少なくとも１名
事故後の機能要求なしの運転員を配置して，制御棒の操作を行う。さらに，制御棒の操作の都度，制御棒操作手順に定める位置に適合させるように制御棒の操作を行うが，制御棒操作手順に定める位置にないことを確認した場合は，速やかに当該制御棒を制御棒操作手順に定める位置に適合させる。

○スクラム機能検査
全ストロークの60%挿入に要する時間が全制御棒の平均値で1.44s以
下、全ストロークの100%挿入に要する時間が全制御棒の平均値で2.80s以下であること。（工事計画書）

-

-

【定事検】
・制御棒が設置許可で定める時間内に挿入されることは制御棒駆
動水圧系機能検査時の アキュームレータ圧力に基づいたスクラ○スクラム試験【月例等】
ム挿入時間を維持する事で担保する。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子炉安全上困難 【日常管理】と考える。
・駆動機構と制御棒の結合状態及び制御棒が固着しスクラム機
・原子炉運転中にスクラムさせることにより原子炉圧力、原子炉水 能へ影響しないことを確認するため、１ヶ月／１回挿入、引抜確認
位変動を誘発。
する。
・局所における急激な出力変動を与えるため、燃料破損リスク増 ・制御棒の位置を定期的に確認すること（保安規定21条：制御棒
大。
の動作確認）、アキュムレータ圧力が規定値以上であることを確認することで健全性を担保する。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し【巡視点検】○アキュムレータ圧力確認【判定基準】
制御棒スクラムアキュム
判定基準には記していないが、検査手順中にて、HCUアキュムレータ
制御棒スクラムアキュームレータ圧力が１２．８MPa以上である事
レータの圧力確認
圧力指示計(C12-PI-131) 12.8 MPa以上を確認。
を確認する。
(1日／回)＜不足無し＞

RC&ISの設定を「半自動」モードとして選択される制御棒を確認する。
要領書163：制御棒価値
定められる制御棒操作手順通りの制御棒が選択されること（KK-6,7号 制御棒操作手順書
ミニマイザ機能検査機における制御棒価値ミニマイザ機能検査の判定基準について）

制御棒操作手順書による制御棒引抜

事故後の実条件性能の要求なし--○ほう酸水の原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・五ほう酸ナトリウムによる出力の変動及び水質の悪化。
・五ほう酸ナトリウム注入後の除去時間長期化。

―

（LCO)
制御棒の操作 あらかじめ定められた制御棒操作手順に従って実施すること

24条

ほう酸水注入系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
制御棒挿入不能な事態が生じた（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，ほう酸水注入系の機能を確認し，その結果を当直長に通知する。
場合に、高温待機状態又は高温（２）当直長は，定検停止後の原子炉起動前にほう酸水注入系の主要な手動弁と電動弁※１が原子炉の状態 運転状態から、高温状態並びにに応じた開閉状態であることを確認する。
低温状態で炉心を臨界未満にで（３）化学管理ＧＭは，原子炉の状態が運転及び起動において，ほう酸水濃度を１ヶ月に１回測定し，その結果 き、かつ、臨界未満を維持できるを当直長に通知する。
機能。
（４）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，ほう酸水貯蔵タンクの液位及び温度が図２４－１，２の範囲内にあることを毎日１回確認する。
①機能要求時に起動すること。
ほう酸水注入系 （５）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，ほう酸水注入ポンプの吐出圧力が表２４－２に定め ②機能要求時に適切に系統構成る値であることを１ヶ月に１回確認する。また，ポンプの運転確認後，ポンプの運転確認に際し使用した弁が されること。
待機状態にあることを確認する。
③運転性能が要求機能を満足し 要領書37：ほう酸水注ていること。
入系機能検査（LCO)（要求値）
ほう酸水注入系
ポンプ吐出圧力：86kg/cm2（工事（１）1系列※２が動作可能であること
計画書）（２）原子炉を冷温停止にするのに必要なほう酸水の量が確保されていること
五ホウ酸ナトリウム質量：2485kg
以上（工事計画書）--

運転性能検査（①、③）
ポンプ 吐出圧力(MPa) 8.43以上であること（原子炉施設保安規定）
系（ポンプ廻り）：振動、異音、異臭、漏えいがないこと【判定基準】【定例試験】
昇圧試験（ポンプ出口圧力） 8.43MPa以上
ほう酸水注入系ポンプ手＜不足無し＞
試験後弁状態確認（試験前の通常ラインの弁状態に復帰している
動起動試験（1ヶ月／回）こと）

弁動作検査（１）（①、②）
ほう酸水注入弁(C41-MO-F006A,B)が全開し、ほう酸水注入系ポンプが起動すること＜不足無し＞（他社、爆破弁プラントを除く）

・原子炉への実注入試験は実施不可であることから、ほう酸水注
入ポンプはテストラインを用いて昇圧操作を実施、原子炉圧力を模擬し、系統に要求される性能及び運転状態を確認している。
・実注入のために必要な系統を構成する電動弁については弁単体の動作試験にて性能確認を実施している。

――
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

【定例試験】（電力自主）
ほう酸水注入系電動弁
手動全開全閉試験（1ヶ 【判定基準】
弁動作検査（２）（①、②）
月／回）
対象の弁が全開すること
SLCポンプ吸込弁(C41-MO-F001A,B)が全開すること。 CUW系吸込 ＜保安規定要求区分に
ライン内側隔離弁(G31-MO-F002)及びCUW系吸込ライン外側隔離弁 変更予定＞(G31-MO-F003)の隔離信号が発信されること。

○ＣＵＷ隔離弁インターロック試験【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・ＣＵＷポンプ停止による、原子炉水質悪化。
・ＣＵＷポンプ起動／停止による熱出力変動。
・隔離弁を動作しないよう除外する必要性があり、事故時に対応遅れの可能性。

【定事検】・原子炉停止時において模擬信号により、CUW隔離弁が「閉」動作する事をインターロック試験にて確認し、SLC系起動時に必要となる性能を補完している。
【日常管理】
・論理回路に関連する警報の有無等、日常監視によって異常の無いことを確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し【定例試験】
ほう酸水濃度確認（１ヶ月／回）
ほう酸質量確認検査（③）
五ほう酸ナトリウム質量(kg)：2485以上（工事計画認可申請書）

実条件性能要求対象外【月例等】不足分【定事検/月例等】不足分

1 / 11 ページ【判定基準】＜不足無し＞
ほう酸水濃度から、ほう酸水貯蔵タンクの液位及び温度が範囲内【巡視・点検】（濃度、温度、水量の相関性から五ほう酸ナトリウム質量確認）にあることを確認
ほう酸水貯蔵タンクの液位及び温度確認（1日／
回）

―

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）

25条

最小限界出力比及び燃料棒最大線出力密度が，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認する
ため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉熱出力３０％以上において，最小限界出力比及び燃料棒最大線出力密度を２４時間に１回確認する。
（LCO）
原子炉熱的制限
原子炉熱的制限値
事故後の機能要求なし
値
最小限界出力比
高燃焼度８×８燃料１．２２以上
９×９燃料（Ａ型）１．２２以上
９×９燃料（Ｂ型） １．２１以上
燃料棒最大線出力密度 ４４．０ｋＷ／ｍ以下

26条

原子炉熱出力及び炉心流量が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）当直長は，原子炉熱出力３０％以上において，原子炉熱出力及び炉心流量が図２６に定める運転範囲にあることを２４時間に１回確認する。
原子炉熱出力及 （２）燃料ＧＭは，定格熱出力一定運転にあたり，原子炉熱出力について運転管理目標を定め，当直長に通知
事故後の機能要求なし
び炉心流量する。当直長は，定格熱出力一定運転において，原子炉熱出力の瞬時値※１及び１時間平均値※２が原子炉熱出力１００％以下であることを１時間に１回確認する。
（LCO）
原子炉熱出力及び炉心流量
図２６に定める運転範囲にあること

27条

27条

計測及び制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）各ＧＭは，原子炉の状態に応じて表２７－２の各項目を実施し，その結果を当直長に通知する。なお，各計測及び制御設
ＧＭは前項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３
備等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
表27-2-1-A
原子炉保護系計（LCO)
装
計測及び制御設備 動作可能※４であること
なお，適用される原子炉の状態及び動作可能であるべきチャンネル数については，表２７－３にて定める

計測及び制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）各ＧＭは，原子炉の状態に応じて表２７－２の各項目を実施し，その結果を当直長に通知する。なお，各計測及び制御設 ＧＭは前項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３
備等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
表27-2-2-A
起動領域計装（LCO)
計測及び制御設備 動作可能※４であること
なお，適用される原子炉の状態及び動作可能であるべきチャンネル数については，表２７－３にて定める「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】-

原子炉熱的制限値（２４時間／回）--

原子炉熱出力及び炉心流量（２４時間／回）
原子炉熱出力及び炉心流量が定められた運転範囲にあること
原子炉熱出力の瞬時値、平均値（１時間／回）

要領書38：安全保護系
設定値確認検査（核計
測装置）○安全保護系設定値確認検査（核計測装置）
試験装置を用いて各検出要素の動作に必要な模擬入力を与え、その【日常点検】
時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行
日常点検表による指示う。
値の確認（１回/日）
定期事業者検査成績書の添付「特性検査記録」の判定基準を満足すること-

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転時に起こり得る運
転条件の変化、負荷の変化及び外乱に対して監視及び制御を行い、事故時においても、その状態を監視できるよう、計測及び制御○原子炉保護系インターロック機能検査
設備の機能を担保すること。
要領書39：原子炉保護 各要素の検出器（センサー）の作動を電気回路で模擬し、論理回路全系インターロック機能検 てが働くことを警報及び表示ランプにより確認する、
査
論理回路の作動が添付「定期事業者検査成績書」添付の表を満足すること【定例試験】
スクラムテストスイッチト
リップ論理回路試験（１ヶ月／回）原子炉熱的制限値が保安規定で要求される値であること

事故後の実条件性能の要求なし

事故後の実条件性能の要求なし

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認【判定基準】「RPSトリップ」ランプの点灯・消灯確認「RPSグループ1～4」ランプの点灯・消灯確認「スクラム」警報の発生、クリア確認「ＲＰＳ自動トリップ」警報の発生、クリア確認○論理回路全ての動作確認【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・一つ一つの論理回路を動作させる事は、ハーフスクラムの発生が長期間に渡るため、意図しない緊急停止に至るリスク増加。

【定例試験】（電力自主）
手動スクラムボタンによ 【判定基準】
るトリップ論理回路試験 無し（3ヶ月／回）運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知
安全保護系設定値確認検査（核計測装置）
要領書38：安全保護系
し、原子炉保護系、非常用炉心冷定期事業者検査成績書の添付「特性検査記録」の判定基準を満足す
設定値確認検査（核計却系等を自動的に作動させるととること
測装置）【日常点検】
もに、通常運転時に起こり得る運
日常点検表による指示
転条件の変化、負荷の変化及び原子炉保護系インターロック機能検査
要領書39：原子炉保護
値の確認（１回/日）
外乱に対して監視及び制御を行
論理回路の作動が添付「定期事業者検査成績書」添付の表を満足す
系インターロック機能検い、事故時においても、その状態ること
査を監視できるよう、計測及び制御

実条件性能確認評価／プレコン【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認【定事検】・各検出要素の動作に必要な模擬入力を与え、その時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行うことにより判断基準を満足することを確認している。
【定例試験】
・1系列毎の論理回路試験を実施している。RPSを構成する回路や電磁弁は通常時通電状態であり、電源喪失や装置故障時には無励磁になりスクラムするため、実条件性能確認を実施している。
【日常管理】
・日常点検表により、トリップチャンネル盤の指示値を確認している。
・制御棒動作が無い事も実条件性能を確認する手段の一つである。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

事故後の実条件性能の要求なし（電力自主）SRNM機能試験では表27-2-2-Aを担保。表27-2-2-Aは事故時要求は無い【プレコン疑義】特に無し

設備の機能を担保すること。

27条

27条

計測及び制御設
備
非常用炉心冷却系計装
計測及び制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
表27-2-3-1-A （１）各ＧＭは，原子炉の状態に応じて表２７－２の各項目を実施し，その結果を当直長に通知する。なお，各
低圧注水系計装 ＧＭは前項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３
表27-2-3-2-A 等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
高圧炉心注水系
計装（LCO)
表27-2-3-3-A 計測及び制御設備 動作可能※４であること
原子炉隔離時冷 なお，適用される原子炉の状態及び動作可能であるべきチャンネル数については，表２７－３にて定める
却系計装表27-2-3-4-A
自動減圧系計装計測及び制御設
備
格納容器隔離計測及び制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
系計装（１）各ＧＭは，原子炉の状態に応じて表２７－２の各項目を実施し，その結果を当直長に通知する。なお，各
表27-2-4-1-A
ＧＭは前項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３
主蒸気隔離弁系等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
計装
表27-2-4-2-A（LCO)
格納容器隔離系
計測及び制御設備 動作可能※４であること
計装
なお，適用される原子炉の状態及び動作可能であるべきチャンネル数については，表２７－３にて定める
表27-2-4-3-A
原子炉建屋隔離系計装○安全保護系設定値確認検査（核計測装置）
試験装置を用いて各検出要素の動作に必要な模擬入力を与え、その【日常点検】
時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行
日常点検表による指示う。
値の確認（１回/日）
定期事業者検査成績書の添付「特性検査記録」の判定基準を満足すること

要領書38：安全保護系
運転時の異常な過渡変化時及び 設定値確認検査（核計
事故時に、その異常な状態を検知 測装置）
し、原子炉保護系、非常用炉心冷却系等を自動的に作動させるとともに、通常運転時に起こり得る運
転条件の変化、負荷の変化及び外乱に対して監視及び制御を行い、事故時においても、その状態○原子炉保護系インターロック機能検査を監視できるよう、計測及び制御 要領書39：原子炉保護 各要素の検出器（センサー）の作動を電気回路で模擬し、論理回路全設備の機能を担保すること。
系インターロック機能検 てが働くことを警報及び表示ランプにより確認する、
査
論理回路の作動が添付「定期事業者検査成績書」添付の表を満足すること

要領書38：安全保護系
設定値確認検査（核計
測装置）○安全保護系設定値確認検査（核計測装置）
試験装置を用いて各検出要素の動作に必要な模擬入力を与え、その【日常点検】
時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行
日常点検表による指示う。
値の確認（１回/日）
定期事業者検査成績書の添付「特性検査記録」の判定基準を満足すること

運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉保護系、非常用炉心冷○原子炉保護系インターロック機能検査
却系等を自動的に作動させるとと 要領書39：原子炉保護 各要素の検出器（センサー）の作動を電気回路で模擬し、論理回路全
もに、通常運転時に起こり得る運 系インターロック機能検 てが働くことを警報及び表示ランプにより確認する、
転条件の変化、負荷の変化及び 査
論理回路の作動が添付「定期事業者検査成績書」添付の表を満足す
外乱に対して監視及び制御を行ること
い、事故時においても、その状態を監視できるよう、計測及び制御設備の機能を担保すること。
要領書41：プロセスモニ○プロセスモニタ機能検査
タ機能検査

-

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認○論理回路動作確認【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・一つ一つの論理回路を動作させる事は、意図しない原子炉注
水、緊急停止に至るリスク増加。（ＬＯＣＡ信号のため）-【定事検】・LOCA信号に必要な模擬入力を与え、その時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行うことにより判断基
準を満足することを確認している。
【日常管理】
・LOCA信号であり、論理回路を動作させる事は、意図しない原子
炉注水、緊急停止に至るリスク増加することから通常運転中の「実条件性能確認」は監視により担保している。
・日常点検表により、トリップチャンネル盤の指示値を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認--

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】・PCIS信号に必要な模擬入力を与え、その時の動作値を確認す○論理回路動作確認【月例等】
る。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行うことにより判断基
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難 準を満足することを確認している。
と考える。
【日常管理】
・一つ一つの論理回路を動作させる事は、意図しない原子炉隔・PCIS信号であり、論理回路を動作させる事は、動作は原子炉が離、出力変動に至るリスク増加。（ＰＣＩＳ、ＭＳＩＶ閉信号のため）隔離されることから安全上困難であることから、日常監視により論・MSトンネル室等の原子炉機器の温度上昇が懸念。（運転中は 理回路に異常の無いことを確認している。
通常空調にて温度管理を行っている。SGTSは温度管理機能が無 ・構成する回路や電磁弁は通常時通電状態であり、電源喪失やい）
装置故障時には無励磁になり動作するため、実条件性能確認を
・天然核種によるダスト放射線モニタの指示が上昇。
実施している・燃料プール水の自然蒸発による結露発生を誘発。
・日常点検表により、トリップチャンネル盤の指示値を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

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東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

実条件性能
（許認可要求事項）

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

計測及び制御設
備
その他計装

27条

28条

表27-2-5-1-A
非常用ディーゼル
発電機計装
表27-2-5-2-A
原子炉隔離時冷
却系計装（冷却材
補給機能）
表27-2-5-3-A
原子炉再循環ポン 計測及び制御設備が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
プトリップ計装（１）各ＧＭは，原子炉の状態に応じて表２７－２の各項目を実施し，その結果を当直長に通知する。なお，各
表27-2-5-4
ＧＭは前項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３
制御棒引抜監視 等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
装置計装
表27-2-5-5（LCO)
タービン駆動給水
ポンプ・主タービン 計測及び制御設備 動作可能※４であること
高水位トリップ計 なお，適用される原子炉の状態及び動作可能であるべきチャンネル数については，表２７－３にて定める
装表27-2-5-6-A
中央制御室外原
子炉停止装置計
装
表27-2-5-7-A
中央制御室非常用換気空調系計装
表27-2-5-8
事故時計装

原子炉再循環ポンプが運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉再循環ポンプの運転台数を毎日１回確認する。
原子炉再循環ポ
ンプ（LCO)
原子炉再循環ポンプ 原子炉再循環ポンプが１０台で運転していること「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称要領書38：安全保護系
設定値確認検査（核計測装置）

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】
安全保護系設定値確認検査（核計測装置）
試験装置を用いて各検出要素の動作に必要な模擬入力を与え、その【日常点検】
時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行
日常点検表による指示う。
値の確認（１回/日）
定期事業者検査成績書の添付「特性検査記録」の判定基準を満足す
ること

原子炉保護系インターロック機能検査
運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、その異常な状態を検知 要領書39：原子炉保護 各要素の検出器（センサー）の作動を電気回路で模擬し、論理回路全系インターロック機能検てが働くことを警報及び表示ランプにより確認する。
し、原子炉保護系、非常用炉心冷論理回路の作動が添付「定期事業者検査成績書」添付の表を満足す
却系等を自動的に作動させるとと 査
ること
もに、通常運転時に起こり得る運
転条件の変化、負荷の変化及び外乱に対して監視及び制御を行い、事故時においても、その状態を監視できるよう、計測及び制御
要領書41：プロセスモニ プロセスモニタ機能検査
設備の機能を担保すること。
タ機能検査「検査成績書」の添付「特性検査記録」の判定基準を満足すること

実条件性能確認評価／プレコン【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

-

【定事検】
・D/G自動ピックアップ等に必要な模擬入力を与え、その時の動作値を確認する。また、必要に応じ警報、表示灯の確認を行うこと○論理回路動作確認【月例等】
により判断基準を満足することを確認している。
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難 【日常管理】と考える。
・運転中に論理回路を動作させる事は、原子炉が隔離されるな・一つ一つの論理回路を動作させる事は、意図しない機器の自動 ど、安全上困難であることから、日常監視により論理回路に異常
起動、出力変動に至るリスク増加。
の無いことを確認している。（日常点検表により、トリップチャンネ
ル盤の指示値を確認）-

以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

中央制御室非常用循環系機能検査
論理回路検査要領書44：中央制御室
原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ・燃料取替エリア排気放射 非常用循環系機能検査
線モニタの放射能高高信号を模擬し、各区分のロジック信号が発信されることを確認する

事故後の機能要求なし

要領書91：原子炉冷却材再循環系機能検査-

ABWR別条文-

振動、異音、異臭がないこと
検査対象設備：原子炉冷却材再循環ポンプＡ～Ｋ（Ｉを除く） 10台

原子炉再循環ポンプの運転（１日／回）

原子炉再循環ポンプ１０台の運転を確認。

事故後の実条件性能の要求なし

ABWR別条文

-

-

-

29条

ジェットポンプ

30条

安全弁機能
主蒸気逃がし安全弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を原子炉設置（変更）許可申請書の吹出し圧力が初回の使用前検査における窒素ガスによる吹出し圧力実施する。
安全解析（運転時の異常な過渡 要領書8：主蒸気逃がし（平均値）の+-1%以内にあること。(JIS B 8210(2009)に準拠) 吹出し圧
（１）原子炉ＧＭは，定検停止時に，主蒸気逃がし安全弁の安全弁機能の設定値が表３０－２に定める値であ 変化）における，原子炉冷却材圧 安全弁・安全弁機能検【日常点検】
力許容範囲は「吹出し圧力許容範囲表」のとおり。
ることを確認し，その結果を当直長に通知する。※１
力バウンダリの加圧防止として， 査検査対象設備 主蒸気逃がし安全弁 18台（２）計測制御ＧＭは，定検停止時に，主蒸気逃がし安全弁の逃がし弁機能の設定値が表３０－２に定める値 工事計画書に記載される設定圧であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
力以下で逃がし安全弁が動作すること。
主蒸気逃がし安項 目 ／ 設 定 値
全弁
安全弁機能 ：８．１９MPa[gage]以下※２ （４個）、８．１２MPa[gage]以下※２ （４個）、８．０６MPa[gage]以下※２ 吹出圧力（逃がし弁機能）[MPa]：
逃がし弁機能（４個）７．９９MPa[gage]以下※２ （４個）、７．９２MPa[gage]以下※２ （２個）
7.51（1個），7.58（1個），7.64（4
設定値確認検査：圧力発生装置を用いて、圧力スイッチの動作に必要
逃がし弁機能： ７．８５MPa[gage]以下 （４個）、７．７８MPa[gage]以下 （４個）、７．７１MPa[gage]以下 （４個）７． 個），7.71（4個），7.78（4個），7.85 要領書9：主蒸気逃がし な圧力を加え、圧力スイッチが作動した時の動作値を記録する。動作６４MPa[gage]以下 （４個）、７．５８MPa[gage]以下 （１個）、７．５１MPa[gage]以下 （１個）
（4個）
安全弁・逃がし弁機能 値が補正後のセット値の許容範囲を満足すること。
同上
吹出圧力（安全弁機能）[Mpa]：
検査
弁動作検査：逃がし弁動作信号を模擬的に発信、復旧させることによ（LCO)
7.92（2個），7.99（4個），8.06（4り、主蒸気逃がし安全弁が全開及び全閉することを確認する。
主蒸気逃がし安全弁： 動作可能であること個），8.12（4個），8.19（4個）
検査対象設備 圧力スイッチ18台、主蒸気逃がし安全弁18台

６／７号機は対象外

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）

3 / 11 ページ

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

主蒸気逃がし安全弁排気室温度の監視
主蒸気逃がし安全弁開度表示(LVDT)の確認○主蒸気逃がし安全弁実作動【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・ＬＯＣＡ状態の創出。
・原子炉圧力、原子炉水位変動を誘発。
同上

【定事検】
・定事検において実条件を模擬した圧力で安全弁・逃がし弁機能が確保されていることを確認している。
【日常管理】
・主蒸気逃がし安全弁排気室温度の監視（温度上昇が無い事）、
主蒸気逃がし安全弁開度表示(LVDT)の確認をすることで状態に異常の無い事を日常監視として実施している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

31条

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）

格納容器内の原子炉冷却材漏えい率が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，格納容器内の原子炉冷却材漏えい率を２４時間に１回確認する。
（２）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，原子炉冷却材の漏えいではないことが確認されている漏えいが発生した場合には，原子炉冷却材の漏えいがないことをドライウェル冷却器凝縮水
量測定装置で２４時間に１回及びドライウェル内雰囲気放射能濃度測定装置で毎日１回確認する。ただし，原
子炉冷却材の漏えいと判断される有意な変化があった場合には，ドライウェル高電導度廃液サンプ水位測定
格納容器内の原 装置によって測定される漏えい率の全量を不明確な箇所からの漏えい率とみなす。
子炉冷却材漏え （３）計測制御ＧＭは，必要に応じて，ドライウェル高電導度廃液サンプ水位測定装置及びドライウェル低電導 事故後の機能要求なし
い率度廃液サンプ水位測定装置の点検を行う。

「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】（１）D/W HCWサンプ水位測定装置によって測定される漏えい率のうち，原子炉冷却材の漏えいではないことが確認されていない
格納容器内の原子炉冷漏えい率が０．２３m3/h以下であること
事故後の実条件性能の要求なし
却材漏えい率（２）D/W HCWサンプ水位測定装置とD/W LCWサンプ水位測定装（１日／回）
置によって測定される漏えい率の合計が５．９３m3/h（１日平均）以下であること--

32条

非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の系統圧力が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）原子炉ＧＭは，定検停止時に，供用中の漏えい又は水圧検査を実施し，その結果を当直長に通知する。
非常用炉心冷却（２）当直長は，原子炉圧力が定格圧力到達後から冷温停止に移行するまでの期間において，非常用炉心冷系及び原子炉隔
却系及び原子炉隔離時冷却系の系統圧力に有意な変動がないことを１ヶ月に１回確認する。
事故後の機能要求なし
離時冷却系の系
統圧力監視（LCO)
非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の系統圧力：原子炉冷却材の漏えいにより過圧されていないこと要領書1：クラス１機器
供用期間中検査

漏えい検査(VT-2)（「維持規格」EB-1230）
非常用炉心冷却系及び事故後の実条件性能の要求なし
クラス１機器範囲内を原則として系統内流体にて、定常運転圧力以上
原子炉隔離時冷却系の 原子炉冷却材の漏えいにより過圧されていないことを1ヶ月/回確に加圧し、４時間以上保持した後、各部からの漏えいの有無を確認す
系統圧力
認する【プレコン疑義】日常管理でのECCS系の系統ベントる。各部に著しい漏えいがないこと。
（１ヶ月／回）33条

原子炉冷却材中のよう素１３１濃度が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
原子炉冷却材中 （１）化学管理ＧＭは，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止であって主蒸気隔離弁が開の場合においのよう素１３１濃 て，原子炉冷却材中のよう素１３１濃度を１週間に１回測定し，その結果を当直長に通知する。
事故後の機能要求なし
度（LCO)
原子炉冷却材中のよう素１３１濃度 ：１．３×１０３Ｂｑ／ｇ以下--

原子炉冷却材中のよう
素１３１濃度（１週間／回）原子炉冷却材中のよう素１３１濃度を確認

事故後の実条件性能の要求なし

34条

原子炉停止時冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が高温停止であって，原子炉圧力が０．９３MPa[gage]以下に適合したら，速や
原子炉停止時冷 かに原子炉停止時冷却系３系列が動作可能であることを管理的手段により確認する。
却系その１
（LCO)
原子炉停止時冷却系 ：３系列※１が動作可能であること

事故後の機能要求なし--

原子炉停止時冷却系３系列の動作(原子炉圧力が０．９３
MPa[gage]以下)

原子炉停止時冷却系３系列を管理的手段により確認

事故後の実条件性能の要求なし

35条

原子炉停止時冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の（１）又は（２）を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止において，原子炉停止時冷却系１系列が運転中であることを
１２時間に１回確認する。また，原子炉で発生する崩壊熱が原子炉停止時冷却系以外の手段で除去できると判断するまで，さらに１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であることを毎日１回管理的手段により確認する。
（２）各ＧＭは，原子炉停止時冷却系の運転がすべて停止した場合，停止期間中の原子炉冷却材温度を評価
原子炉停止時冷 し，当直長に通知する。当直長は，１００℃未満であることを１２時間に１回確認する。
事故後の機能要求なし
却系その２
（LCO)
原子炉停止時冷却系（１）１系列が運転中であること及び原子炉で発生する崩壊熱が原子炉停止時冷却系以外の手段で除去できると判断するまで※２，さらに１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であること
又は（２）原子炉停止時冷却系が停止した場合においても，原子炉冷却材温度を１００℃未満に保つことができること--

原子炉停止時冷却系１系列の運転確認（１２時間／１回）

原子炉停止時冷却系１系列の確認

事故後の実条件性能の要求なし

36条

原子炉停止時冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の（１）又は（２）を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が燃料交換において，原子炉停止時冷却系１系列が運転中であることを
１２時間に１回確認する。また，原子炉水位がオーバーフロー水位となるまでの期間は，さらに１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であることを毎日１回管理的手段により確認する。
（２）各ＧＭは，原子炉停止時冷却系の運転がすべて停止した場合，停止期間中の原子炉冷却材温度を評価
原子炉停止時冷 し，当直長に通知する。当直長は，６５℃以下であることを１２時間に１回確認する。
事故後の機能要求なし
却系その３
（LCO)
原子炉停止時冷却系（１）１系列が運転中であること及び原子炉水位がオーバーフロー水位となるまでの期間は，さらに１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であること
又は（２）原子炉停止時冷却系が停止した場合においても，原子炉冷却材温度を６５℃以下に保つことができること

原子炉停止時冷却系１系列の運転確認（１２時間／１回）
原子炉冷却材温度６５℃ 原子炉停止時冷却系１系列及び原子炉冷却材温度の確認
以下であることを確認（１２時間／１回）

事故後の実条件性能の要求なし

事故後の実条件性能の要求なし

事故後の実条件性能の要求なし（LCO)
格納容器内の原子炉冷却材漏えい率（１）ドライウェル高電導度廃液サンプ水位測定装置によって測定される漏えい率のうち，原子炉冷却材の漏
えいではないことが確認されていない漏えい率（以下「不明確な箇所からの漏えい率」という。）が０．２３m3/h
以下であること（２）ドライウェル高電導度廃液サンプ水位測定装置とドライウェル低電導度廃液サンプ水位測定装置によって測定される漏えい率の合計（以下「総漏えい率」という。）が５．９３m3/h（１日平均）以下であること

37条

原子炉冷却材温度及び原子炉冷却材温度変化率が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。停止中の原子炉再循環ポンプ入口温度と原子炉冷却材温度の差が２７℃以内（６号炉及び７号炉は除く。）及び原子炉圧力に対する原子炉水飽和温度※１と原子炉圧力容器ドレンライ
ン温度の差が８０℃以内でなければ原子炉再循環ポンプを起動してはならない。
（１）高経年化評価ＧＭは，原子炉圧力容器鋼材監視試験片の評価結果により，原子炉圧力容器の関連温度（１号炉においては，ぜい性遷移温度）の推移を確認し，その結果に基づき，原子炉圧力容器の関連温度を求めて原子炉圧力容器非延性破壊防止のための原子炉冷却材温度制限値を定め，主任技術者の確認を得たのち，所長の承認を得て当直長に通知する。
原子炉冷却材温 （２）当直長は，次の事項を確認する。
度及び原子炉冷 ①原子炉冷却材圧力バウンダリに対する供用中の漏えい又は水圧検査を実施する場合は，原子炉冷却材温 事故後の機能要求なし
却材温度変化率 度が（１）に定める値以上であることを１時間に１回確認する。
②原子炉の状態が起動，高温停止及び冷温停止（６５℃以上）において，原子炉冷却材温度変化率が，５５℃/ｈ以下であることを１時間に１回確認する。ここで原子炉冷却材温度変化率とは，原子炉冷却材温度の１時間毎の差分をいう。

-

-

-

-

原子炉冷却材温度の確認。
（原子炉冷却材圧力バウ
ンダリに対する供用中の漏えい又は水圧検査を
原子炉冷却材温度及び原子炉冷却材温度変化率の確認実施する場合、１時間／回）
原子炉冷却材温度変化
率５５℃/ｈ以下の確認（１時間／回）

-

-

原子炉圧力
（２４時間／１回）（LCO)
原子炉冷却材温度： 原子炉圧力容器の非延性破壊防止及び熱疲労低減のために必要な値以上で運用されていること
原子炉冷却材温度変化率： ５５℃/h以下
原子炉圧力が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，原子炉圧力を２４時間に１回確認する。
38条

原子炉圧力

事故後の機能要求なし（LCO)
原子炉圧力： ７．１７MPa[gage]以下

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原子炉圧力を確認。

実条件性能確認評価／プレコン

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称-

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称--

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）-

実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・原子炉出力及び原子炉水位の変動。
・注水に伴う原子炉水質の悪化。

・テストラインの圧力損失等を考慮したポンプ起動試験により、必要な流量や揚程を確認している。また、電動弁開閉試験を実施し系統構成が適切になされることを確認している。
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

（高圧炉心注水系）
原子炉設置（変更）許可申請書にて要求する機能を満足していること【判定基準】①機能要求時に自動起動するこ・高圧炉心注水系ポンプの流量、全揚程と。
○運転性能検査（①、③）
ポンプ流量（高定格：727m3/h以上 低定格：182m3/h以上）②機能要求時に適切に系統構成
・D/G遮断機投入からHPCF遮断機投入まで0＋2s以内○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
ポンプ全揚程（高定格：190m以上 低定格：890m以上）されること。
・ポンプ 流量(m3/h)、全揚程(m)： 流量が727(高定格流量)以上で、 【定例試験】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難
・運転確認後、使用した弁が待機状態にあること及びあること及び③運転性能が要求機能を満足し全揚程190以上であること（原子炉施設保安規定） 流量が182(低定 高圧炉心注水ポンプ手と考える。
主要配管が満水であること
要領書13：ディーゼル発 格流量)以上で、全揚程890以上であること（原子炉施設保安規定）ていること。
動起動試験（1ヶ月／回）
・試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応
ポンプ、室空調機、配管・弁について、異臭、異音、
工事計画書に記載されるポンプの 電機、非常用炉心冷却 ・振動・異音・異臭がないこと
遅れの可能性。
異常振動、漏えいの有無を現場にて確認
流量・揚程が担保されていること。 系（原子炉隔離時冷却 ・系 漏えいがないこと
試験後の弁状態が試験前と同様であること、
系除く）、原子炉補機冷
流量：低圧時727m3/h
系統が満水であること（トップベントで確認）
却系機能検査全揚程：低圧時190m3/h○弁動作検査（②）
弁動作時間(s)HPCF注入隔離弁(B),(C) (E22-MO-F003B,C)： 弁動作 全閉→全開
動作時間8s以内

-

39条

-

【定例試験】
高圧炉心注水系電動弁
手動全開全閉試験（1ヶ月／回）-【判定基準】
・注入隔離弁及び試験可能逆止弁が開することを確認
・動作確認後、作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認＜不足無し＞―-○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】○格納容器内への実スプレイ試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・原子炉圧力＞残留熱除去系ポンプによる注入不可。
・格納容器内の汚染拡大防止。
(弁間が汚染されているため、N2によるAir試験でも汚染の可能性があり、また弁構成時にD/W圧力の変動を招く。)
・格納容器内機器類の設備保護。漏電防止。

・テストラインの圧力損失等を考慮したポンプ起動試験により、必要な流量や揚程を確認している。また、電動弁開閉試験を実施し系統構成が適切になされることを確認している。
・実際に格納容器内へスプレイすることは格納容器内の汚染拡大、設備保護の観点により、実施すべきではない。格納容器スプ
レイ系の弁状態は中央制御室での日常監視により健全性を確認している。スプレイラインについては原子炉停止中の保守管理活動においてノズルの閉塞していないこと等により健全性を確認している。
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

（低圧注水系）○運転性能検査（①、③）・D/G遮断機投入からRHR遮断機投入まで10±2s以内
・ポンプ 流量(m3/h)：954以上で、全揚程(m)：109以上であること（原要領書13：ディーゼル発 子炉施設保安規定）（低圧注水系）
非常用炉心冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。 流量：954m3/h（工事計画書）
電機、非常用炉心冷却（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，高圧炉心注水系，低圧注水系及び自動減圧系が模擬信号で作動する 全揚程：109m（評価値）
系（原子炉隔離時冷却こと及び格納容器スプレイ冷却系が手動で作動することを確認し，その結果を当直長に通知する。
系除く）、原子炉補機冷（２）運転評価ＧＭは，定検停止後の原子炉起動から定期検査終了までの期間において，原子炉隔離時冷却 （格納容器スプレイ系）
却系機能検査流量：954m3/h（工事計画書）
系が模擬信号で作動することを確認し，その結果を当直長に通知する。
（３）当直長は，定検停止後の原子炉起動前に表３９－２（項目３）に定める事項及び高圧炉心注水系，低圧注 全揚程：85m（評価値）
要領書51：原子炉格納
水系（格納容器スプレイ冷却系），原子炉隔離時冷却系の主要な手動弁と電動弁が原子炉の状態に応じた開※1：格納容器スプレイ系は手動 容器スプレイ系機能検
閉状態並びに主要配管が満水であることを確認する。※１
査（４）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止（原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系については 起動
原子炉圧力が１．０３MPa[gage]以上）において，表３９－２（項目３を除く。）に定める事項を確認する。
※2：H15.4.18付原子炉施設保安
非常炉心冷却系
規定変更認可申請書 添付資料
（その１）
(LCO)
「非常用炉心冷却ポンプの判定基
非常用炉心冷却系
準の見直しに伴う変更」
項目：動作可能であるべき系列数
高圧炉心注水系：２※１
低圧注水系：３※１
原子炉隔離時冷却系：１※１（原子炉圧力が１．０３MPa[gage]以上）
自動減圧系：８※２（原子炉圧力が１．０３MPa[gage]以上）
格納容器スプレイ冷却系３※３-（原子炉隔離時冷却系）
原子炉設置（変更）許可申請書にて要求する機能を満足していること①機能要求時に自動起動すること。
②機能要求時に適切に系統構成されること。
③運転性能が要求機能を満足していること。
工事計画書に記載される以下流量・全揚程が担保されていること。 要領書16：原子炉隔離
流量：188m3/h※
時冷却系機能検査
全揚程：高圧時900m以上(ABWR)
低圧時186m以上※：冷却水流量を加算した値のため，ポンプ流量としては182m3/h（系統設計仕様書）

以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
定例試験後の系統ベント（保安規定上要求される満水確認の位
置付）⇒試験後のベントであり試験の合否判定へ影響を与えないことからプレコンには該当しないと考える。

流量：高圧時182m3/h
全揚程：高圧時890m3/h（低圧注水系、格納容器スプレイ系）
原子炉設置（変更）許可申請書にて要求する機能を満足していること①機能要求時に（自動）起動※1
すること。
②機能要求時に適切に系統構成されること。
③運転性能が要求機能を満足していること。
原子炉設置（変更）許可申請書の安全解析に基づく以下評価値※2が担保されていること。

【定事検】・高圧炉心注水系ポンプはD/G運転性能確認にて事故信号を模擬した自動起動試験により系統に要求される性能及び運転状態を確認している。
【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。この為、自動起動に係る論
理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認している。

【判定基準】
・残留熱除去系ポンプの流量・全揚程【定例試験】
流量：954ｍ3/ｈ以上
残留熱除去系ポンプ手
全揚程：109ｍ以上（格納容器スプレイ系）
動起動試験（1ヶ月／回） ・ポンプの運転確認後、使用した弁が待機状態であること及び主・ポンプ 流量(m3/h)：954以上で、全揚程(m)：85以上であること（工事
要配管が満水であること
計画値に基づく評価値）
使用した弁が待機状態及び主要配管が満水であること。

（低圧注水系）【定事検】・残留熱除去系ポンプはD/G運転性能確認にて事故信号を模擬した自動起動試験により系統に要求される性能及び運転状態を確認している。
【日常管理】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難 必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあること考える。
とから、安全上実施すべきではない。この為、自動起動に係る論・試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応 理回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確
遅れの可能性。
認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。

・振動・異音・異臭がないこと
・系 漏えいがないこと【プレコン疑義】
・定例試験後の系統ベント（保安規定上要求される満水確認の位
置付）
・定例試験中に格納容器スプレイ弁間ドレンを格納容器への水入れ防止⇒試験後の行為であり、試験の合否判定へ影響を与えないことからプレコンには該当しないと考える。

○弁動作検査（②）
弁動作時間(s)RHR注入弁(A),(B),(C) (E11-MO-F005A,B,C)： 弁動作 全閉→全開
動作時間10s以内
格納容器スプレイに必要な弁（E11-MO-F017B,C，F018B,C，
F019B,C） 弁動作 全閉→全開-【定例試験】
残留熱除去系電動弁手
動全開全閉試験（1ヶ月／回）-【判定基準】
・注入隔離弁，試験可能逆止弁等が開すること・動作確認後、作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であること＜不足無し＞―-○原子炉への実注入試験【定事検/月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・原子炉出力及び原子炉水位の変動。
・注水に伴う原子炉水質の悪化。

・テストラインの圧力損失等を考慮したポンプ起動試験により、必要な流量や揚程を確認している。また、電動弁開閉試験を実施し系統構成が適切になされることを確認している。

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
○運転性能検査（①、③）a.原子炉隔離時冷却系が自動起動し、28s以内※１に系の機能に必要な流量に達すること。また、検査により得られた流量特性が、使用前検査時におけるテストループ時の実流量特性と比較して、著しい差異のないこと。
b.注入弁開信号が発信されること。
c.原子炉隔離時冷却系の運転状態は次の事項を満足すること
流量(m3/h)：182 を下まわらないこと。※２
全揚程(m)：原子炉圧力に加えて72以上であること※２
振動、異音、異臭、漏えいがないこと【定事検】・原子炉隔離時冷却系ポンプ自動起動試験にて事故時条件を模擬した上で系統に要求される性能及び運転状態を確認している。
【日常管理】【判定基準】
・事故信号を模擬した自動起動試験については、試験を実施する・ポンプの流量、全揚程
ために他の機器が起動しないよう論理回路の一部を除外等する
流量：182ｍ3/ｈ以上○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
必要があり、実際の機能要求時に正常に機能しない恐れがあるこ【定例試験】
全揚程：原子炉圧力+72ｍ以上（原子力圧力7.06MPa時）
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難 とから、安全上実施すべきではない。この為自動起動に係る論理
原子炉隔離時冷却系手 全揚程：原子炉圧力+80ｍ以上（原子力圧力1.03MPa時）と考える。
回路については、中央制御室での日常監視により健全性を確認
動起動試験（1ヶ月／回） ・運転確認後、使用した弁が待機状態であること及び主要配管が・試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応 している。
満水であること
遅れの可能性。
使用した弁が待機状態及び主要配管が満水であること。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
定例試験後の系統ベント（保安規定上要求される満水確認の位
置付）⇒試験後のベントであり、試験の合否反映へ影響を与えないことからプレコンに該当しない。
その他、起動時の確認運転、定期事業者検査は別紙に記載。

※１：設計値※２：原子炉施設保安規定○弁動作検査（②）
RCIC注入弁(E51-MO-F004) 全閉→全開 15s以内※１
値

5 / 11 ページ※１：設計【定例試験】
原子炉隔離時冷却系電動弁手動全開全閉試験（1ヶ月／回）【判定基準】
・注入弁及び試験可能逆止弁が開すること・動作確認後、作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であること＜不足無し＞―

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

実条件性能
（許認可要求事項）

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

（自動減圧系）
原子炉設置（変更）許可申請書にて要求する機能を満足していること①機能要求時に主蒸気逃がし安要領書32：自動減圧系
全弁が規定の時間にて開するこ
機能検査と。
②弁の最低作動圧力である１．１
３MPa以上が担保されていること。
ＨＰＩＮ系統設計仕様書：
最低必要圧力11.5kg/cm2g○自動減圧系機能検査（①、②）
原子炉水位異常低（レベル１）及びドライウェル圧力高の信号を模擬するとともに、非常用炉心冷却系ポンプの実動作又は信号の模擬による【日常点検】【判定基準】
吐出圧力確立信号を用い、自動減圧系を作動させ、自動減圧機能を自動減圧系の圧力確認 自動減圧系の高圧窒素ガス供給圧力が１．１３MPaである事を確有する主蒸気逃がし安全弁が全開するまでの時間を測定するととも（１日／回）
認する。
に、弁が全開することを確認する。
自動減圧機能を有する主蒸気逃がし安全弁の全数が、信号の発信から28.0～29.8秒の範囲において全開すること。

○自動減圧系実作動【月例等】
下記の通り、原子炉運転中に実施することは原子力安全上困難と考える。
・ＬＯＣＡ状態の創出。
・原子炉圧力、原子炉水位変動を誘発。

【定事検】・原子炉停止時に実施する定事検において模擬信号を投入した
実作動試験を実施している。
【日常管理】
・高圧窒素ガス供給圧力を監視（圧力降下が無い事）することで機能が維持されていることを確認している。
・警報装置により、警報設定点以上の圧力が保持されていることを監視している。
・自動開に係る論理回路については中央制御室の日常監視にて健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

40条

41条

非常用炉心冷却系その２

非常用炉心冷却系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，表４０－２に定める事項を確認する。ただし，原子炉が次に示す状態となった場合は適用されない。
①原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合②原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合原子炉隔離時冷
６／７号機は対象外
却系

２．主蒸気隔離弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，主蒸気隔離弁が模擬信号により全閉すること及び全閉時間が表４２－２に定める値であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
（２）原子炉ＧＭは，定検停止時に，主蒸気隔離弁の漏えい率が表４２－２に定める値であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
42条

主蒸気隔離弁
（LCO)
主蒸気隔離弁 ：動作可能であること
主蒸気隔離弁全閉時間 ：３秒以上 ４．５秒以下
主蒸気隔離弁の漏えい率 ：原子炉圧力容器蒸気相体積に対して１０％／日／個以下

43条（39条により確認）（39条により確認）（39条により確認）（39条により確認）（39条により確認）（39条により確認）-

ABWR別条文

ABWR別条文

-

-

-

(LCO)
非常用炉心冷却系：（１）非常用炉心冷却系（原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系を除く。）２系列
又は（２）非常用炉心冷却系（原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系を除く。）１系列及び復水補給水系１系列※１

格納容器及び格納容器隔離弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，格納容器漏えい率が表４３－２に定める値であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
（２）運転評価ＧＭは，定検停止時に，表４３－３に定める格納容器隔離弁が模擬信号で全閉することを確認し，その結果を当直長に通知する。
格納容器及び格（３）当直長は，定検停止後の原子炉起動前に格納容器バウンダリとなっている格納容器隔離弁が原子炉の納容器隔離弁状態に応じた開閉状態であることを確認する。
（LCO)
格納容器 ：機能が健全であること
格納容器隔離弁 ：動作可能であること
格納容器の漏えい率 ：０．４％／日以下（常温，最高使用圧力の０．９倍の圧力，空気において）①原子炉設置（変更）許可申請書
要領書11：主蒸気隔離
添付書類十の安全解析における，主蒸気隔離弁全閉時間が担 弁機能検査
保されること。
②また，事故後の大気中への核分裂生成物の放出量を制限するため，解析条件である主蒸気隔離
弁漏えい率が担保されること。
主蒸気隔離弁全閉時間 ：３秒以
上 ４．５秒以下
主蒸気隔離弁の漏えい率 ：原子 要領書12：主蒸気隔離
炉圧力容器蒸気相体積に対して１ 弁漏えい率検査
０％／日／個以下①設計基準事故後原子炉一次系から放出される核分裂生成物を隔 要領書47：原子炉格納
離し、閉じ込め、想定される放射 容器漏えい率検査
性物質の放出を制限値以内に押さえるため，②原子炉設置（変更）許可申請書
添付書類八に記載される漏えい率が担保されていること。
原子炉格納容器出入口及び貫通部を含めて全体漏えい率が原子炉格納容器空間部体積の0.4%/d以下（常温，最高使用圧力の0.9 要領書48：原子炉格納倍の圧力，空気において）となるこ 容器隔離弁機能検査と。

主蒸気隔離弁機能検査（①）
L1.5の信号を模擬的に発信させ、主蒸気隔離弁及び主蒸気隔離弁と同時に作動する格納容器隔離弁が全閉することを確認するとともに、 【日常点検】
その時の信号発信から主蒸気隔離弁が全閉するまでの時間を測定す 日常点検表による指示る。
値の確認（１回/日）
格納容器隔離弁が全閉すること。主蒸気隔離弁が3.0～4.5秒の範囲において全閉すること。（保安規定）【判定基準】
動作不能(項目毎の設定値)でないことを指示により確認

主蒸気隔離弁漏えい率検査（②）
飽和上記で主蒸気逃がし安全弁・逃がし弁機能最低圧力における、原子炉圧力容器蒸気相体積に対する主蒸気隔離弁１台当たりの漏えい率が10%/day以下。

-

原子炉格納容器漏えい率検査（①）
検査は、社団法人日本電気教会電気技術規程JEAC4203-2008「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に規定する基準容器法に準拠し行う。
平均漏えい率の95%信頼限界（上の限界）が許容漏えい率0.32%/d（設計漏えい率0.4%/d （原子炉設置変更許可申請書及び工事計画認
可申請書） に対し、次運転サイクル機関での劣化係数を乗した値）以下であること。（JEAC4203-2008に基づき求めた値）

原子炉格納容器隔離弁機能検査（②）
L3,L2,L1の信号を模擬的に発信させ、検査対象となる原子炉格納容器隔離弁が全閉することを確認する-【日常点検】
各隔離弁の表示状態確認

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
○主蒸気隔離弁の隔離確認【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考 【定事検】える。
・原子炉停止中に実施する定事検（主蒸気隔離弁機能検査）にお・原子炉圧力上昇による熱出力上昇を誘発。
いて実作動させ、閉鎖時間が判断基準を満足している事を確認し・原子炉圧力高、主蒸気流量高（他ライン）等によるスクラムリスク ている。及び原子炉停止中に実施する定事検（主蒸気隔離弁漏増加。
えい率検査）において主蒸気隔離弁（内側、外側）弁間に規定の圧力をかけて、漏えい率が判断基準を満足している事を確認している。
【日常管理】
・日常点検表により、トリップチャンネル盤の指示値を確認している。
○主蒸気隔離弁の漏えい率試験【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考 ・自動閉に係る論理回路については中央制御室の日常監視にて健全性を確認している。
える。
・原子炉圧力上昇による熱出力上昇を誘発。
・原子炉圧力高、主蒸気流量高（他ライン）等によるスクラムリスク 以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
増加【プレコン疑義】
特に無し○格納容器隔離弁の漏えい率試験【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考える。
・Ｄ／Ｗサンプ（ＬＣＷ、ＨＣＷ）隔離は、格納容器漏えい率判断不可・ＣＵＷ停止による原子炉熱出力変動
・ＦＣＳ系ＬＣＯ逸脱（又は７４条宣言）

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】・原子炉停止中に実施する定事検(原子炉格納容器隔離弁機能検査)において実作動を確認することにより判断基準を満足している。また、原子炉停止中に実施する定事検（原子炉格納容器漏えい率検査）において、格納容器からの漏えい率が判断基準を満足している事を確認している。
【日常管理】
・運転中においては、格納容器隔離弁が原子炉の状態に応じた開閉状態であることを確認することで実条件性能として必要となる機能は担保している。
・自動閉に係る論理回路については中央制御室の日常監視にて健全性を確認している。

○格納容器隔離弁の隔離確認【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考える。
・Ｄ／Ｗサンプ（ＬＣＷ、ＨＣＷ）隔離は、格納容器漏えい率判断不以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
可・ＣＵＷ停止による原子炉熱出力変動【プレコン疑義】
・ＦＣＳ系ＬＣＯ逸脱（又は７４条宣言）
特に無し

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

44条

サプレッション・チェンバからドライウェルへの真空破壊弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを 原子炉冷却材喪失時に、ドライ
中央制御室の操作スイッチを操作し、計装用圧縮空気系より作動用確認するため，次号を実施する。
ウェルに作用する外圧を設計値以
空気をエアシリンダに送り、弁を全開及び全閉させる。弁作動差圧
サプレッション・
【日常点検】（１）原子炉ＧＭは，定検停止時に，サプレッション・チェンバからドライウェルへの真空破壊弁が全開及び全閉 内に保つこと及びドライウェル内 要領書50：原子炉格納 (6.8kPa)をエアシリンダにかかる計装用圧縮空気系圧力に換算した圧チェンバからドラ
真空破壊弁の表示状態することを確認し，その結果を当直長に通知する。
の蒸気がサプレッション・チェンバ 容器真空破壊弁機能検 力0.75Mpa以下で弁が全開及び全閉すること。
イウェルへの真確認
気相部へ流入することを防止する 査
空破壊弁
（LCO)
ため，設定差圧で弁が開閉するこ
検査対象設備 原子炉格納容器真空破壊弁 ８台
サプレッション・チェンバからドライウェルへの真空破壊弁 ：動作可能であることと。

○真空破壊弁の実動作試験【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考える。
・真空破壊弁は格納容器内に設置されており、原子炉運転中は実動作を現場にて確認出来ないため実施不可能。
・真空破壊弁の開操作により８弁が開してしまうことから、S/C圧力抑制機能が一時的に喪失となる。

【定事検】・原子炉停止中に実施する定事検において、既定の圧力で弁が全開及び全閉することを確認している。
【日常管理】
・真空破壊弁は逆止弁（横型スイングタイプ）であり、動作圧力の設定等は特に必要ない構造であるため、差圧で開閉することは設計にて基本的には担保されている。また、想定される劣化事象は腐食、ガスケット性能劣化等であるが、不活性ガスである窒素雰
囲気中に設置されており運転中に有意な劣化は進行しないことから、実動作試験は実施せず、中央制御室の日常監視にて健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

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柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

45条

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

サプレッション
プールの水位「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

サプレッションプールの平均水温が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を原子炉冷却材喪失時に，原子炉実施する。なお，当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において原子炉隔離時冷却系の運転格納容器の最高使用圧力及び最確認等により，サプレッションプールの水温が上昇するような場合，サプレッションプールの動作可能な局所
高使用温度を越えないよう，原子水温計の最高温度が４７℃を超えた時には，５分毎に動作可能な局所水温計の平均水温を計算し，平均水温炉設置（変更）許可申請書添付書
サプレッション
が４７℃を超えていないことを確認する。さらに平均水温が４７℃を超えた場合には，サプレッションプールの類十の安全解析条件である以下
プールの平均水 水温が上昇するような運転確認等を中止し，２４時間以内に平均水温を ３５℃以下に復旧する。
なしの平均水温が維持されているこ温（１）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止においてサプレッションプールの動作可能な局所水と。
温計の平均水温を２４時間に１回確認する。
（LCO)
サプレッションプールの平均水温： ３５℃以下

46条

実条件性能
（許認可要求事項）

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

なし

実条件性能確認評価／プレコン

サプレッションプールの平均水温を確認することで「実条件性能」
として必要となる機能は担保している。

【日常点検】
サプレッションプール平 【判定基準】
均水温確認（２４時間／ サプレッションプールの平均水温（３５℃以下）回）＜不足無し＞【日常点検】
サプレッションプール水位（２４時間／回）＜不足無し＞【プレコン疑義】
特に無し

サプレッションプール平均水温
35℃以下

原子炉冷却材喪失時にベント管を通ってサプレッションプールに流入する蒸気を完全に凝縮できる水
サプレッションプールの水位が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施す 量であること及び非凝縮性ガスにる。
より上昇する原子炉格納容器内（１）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，サプレッションプールの水位を２４時間に 圧力を設計内圧以下に維持する
１回確認する。
ためのサプレッション・チェンバ気相部の体積を確保できるよう，原（LCO)
子炉設置（変更）許可申請書添付
６号炉及び７号炉 ：＋５．０ｃｍ（上限値）以下－５．０ｃｍ（下限値）以上
書類十の安全解析条件である以下の水位の範囲内にあること。

-【判定基準】
サプレッションプールの水位（-５０mm～+５０m）

サプレッションプールの水位を確認することで「実条件性能」として必要となる機能は担保している。
【プレコン疑義】
特に無し

サプレッションプール水位：-50mm～+50mm
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

47条

冷却材喪失事故時に可燃性ガスが発生しても，格納容器内雰囲気
中の酸素又は水素のいずれかが，それぞれ5％又は4％以下であることを維持でき，単一故障を
可燃性ガス濃度制御系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
仮定しても所定の機能を達成でき（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，可燃性ガス濃度制御系の機能を確認し，その結果を当直長に通知す
るよう100％の処理能力を有する2る。
系統が担保されていること。
（２）当直長は，原子炉の状態が運転及び起動において，可燃性ガス濃度制御系ブロアが起動すること及び要領書54：可燃性ガス
可燃性ガス濃度①機能要求時に起動すること。
可燃性ガス濃度制御系隔離弁が開することを１ヶ月に１回確認する。
濃度制御系機能検査
制御系②機能要求時に系統構成される
こと。
（LCO)
③運転状態が要求機能を満足し可燃性ガス濃度制御系 ：２系列が動作可能であることていること。

○昇温検査（①、③）a.再結合器内ガス温度が、温度制御点649℃に到達する時間が３時間以内であること。また、再結合器内ガス温度が安定した時点において、再結合器内ガス温度が649℃以上、ブロワ吸込ガス流量が255m3/h以上であること
b.判定項目一覧
判定項目 判定基準 出典根拠
再結合器内ガス温度(℃) 649以上 設計値
ブロワ吸込ガス流量(m3/h) 255以上 原子炉設置変更許可申請書
温度制御点到達時間(h) 3以内 原子炉設置変更許可申請書【定例試験】ＦＣＳブロワ常温作動試験（1ヶ月／回）【判定基準】
ブロアの運転状態に異常のないこと

c.運転状態は次の表を満足すること。
ブロワ 異音、異臭、振動のないこと【定事検】・原子炉停止時に実施する定事検での昇温試験により事故時条
件を模擬した上で系統に要求される性能及び運転状態を確認している。
【定例試験】
・ブロア起動試験において、動作確認を実施している。また、電動弁開閉試験を実施し系統構成が適切になされることを確認してい○昇温試験【月例等】
る。
下記理由により、安全上及び運転員の人員配置上実施は困難と ・昇温した状態での試験は実施していないが、100℃～650℃の大考える。
きな温度変化の繰り返しは加熱管の熱疲労を助長する可能性が・加熱菅（配管）への熱疲労の蓄積あり、機器保護の観点からは頻繁に実施すべきでない。また、加・準備～昇温試験～復旧まで長時間（2プラントで毎週12時間）を 熱器電気ヒータの劣化として想定される事象は絶縁特性低下や要し、運転員の通常業務（監視、他サーベイランス、日常点検）に 断線であるが、これらはプラント運転期間中に急激に進行する劣影響を及ぼす。
化事象ではなく、定事検での昇温試験により十分に健全性を担保(例：K6 1週(A系),3週(B系)、K7 2週(A系),4週(B系))
できると考える。
【日常管理】
・加熱器電気ヒータは除湿目的として代表数本を常時昇温させており、中操表示、パトロール等により代表ヒータの異常を日々確認している。

原子炉設置（変更）許可申請書添付書類八系統設計流量：約255Nm3/h/基
再結合器内ガス：718℃に制御

以上の組み合わせ及び劣化傾向の基づく保全も含めた組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し○弁動作検査（②）
【定例試験】【判定基準】
可燃性ガス濃度制御系起動信号により、冷却水止め弁が全開するこ ＦＣＳ電動弁手動全開全ＦＣＳ出入口第一、第二隔離弁が「全開」出来る事とを確認する。
閉試験（1ヶ月／回）

48条

49条

格納容器内の酸素濃度が，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
格納容器内の酸 （１）当直長は，原子炉の状態が運転において，格納容器内の酸素濃度を１週間に１回確認する。
素濃度
（LCO)
格納容器内の酸素濃度： ３．５％以下

原子炉建屋

原子炉設置（変更）許可申請書 添付書類十において、原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の健全性を確認するため、初期解析条件である酸素濃度3.5％が維持されていること。

原子炉建屋原子炉棟が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
原子炉設置（変更）許可申請書 添（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，原子炉建屋原子炉棟を負圧に保ち得ることを確認し，その結果を当直 付書類十における，原子炉冷却長に通知する。
材喪失，燃料集合体の落下時に，（２）当直長は，原子炉の状態が運転，起動，高温停止及び炉心変更時※１又は原子炉建屋原子炉棟内で照 環境へ放出される全ての放射性要領書56：原子炉建屋
射された燃料に係る作業時において，原子炉建屋原子炉棟を負圧に保つために原子炉建屋大物機器搬入口 物質が非常用ガス処理系で処理
気密性能検査及び原子炉建屋原子炉棟の二重扉の各々において，少なくとも１つが閉鎖状態にあることを１ヶ月に１回確認 され、排気筒から放出されるよう、する。
原子炉建屋原子炉棟は工事計画書で記載される負圧に維持されて
（LCO)
いること。
原子炉建屋原子炉棟 ：機能が健全であること【日常点検】【判定基準】
格納容器内の酸素濃度
格納容器内の酸素濃度３．５％以下（１日／回）-【日常点検】
負圧状態の維持の確認
非常用ガス処理系系統流量が1792 m3/h（原子炉建屋原子炉区域空間部容積の50%/day）以下で原子炉建屋原子炉区域内負圧が規定値【判定基準】【巡視・点検】-0.063kPa以上であること※ （工事計画書）
負圧状態が維持されていること
Ｒ／Ｂ二重扉及びＲ／Ｂ※ R/B - 外気差圧の値がマイナス側に大きくなることをいう。
大物搬入口の閉鎖（１日／回）＜不足無し＞―

格納容器内の酸素濃度を確認することで「実条件性能」として必要となる機能は担保している。
＜不足無し＞【プレコン疑義】
特に無し

・負圧状態の維持については、原子炉停止時の定事検にて原子炉建屋隔離状態で確認し、運転中は日常監視で監視している。
＜不足無し＞【プレコン疑義】
特に無し

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

50条

原子炉建屋給排気隔離弁が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施す 原子炉設置（変更）許可申請書 添る。
付書類十における，原子炉冷却（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，原子炉建屋給排気隔離弁が模擬信号で全閉することを確認し，その結 材喪失，燃料集合体の落下時に，原子炉建屋給排 果を当直長に通知する。
環境へ放出される全ての放射性 要領書42：非常用ガス
気隔離弁
物質が非常用ガス処理系で処理 処理系機能検査（LCO)
され，排気筒から放出されるよう，
原子炉建屋給排気隔離弁：動作可能であること
起動信号により全閉する機能が維持されていること。

○自動起動検査
原子炉区域換気空調系排気放射能高高の原子炉建屋原子炉区域隔 【日常点検】
離信号を模擬的に発信させる。原子炉建屋原子炉区域換気空調系が 日常点検表による指示
隔離し、非常用ガス処理系が自動起動すること。
値の確認（１回/日）【定事検】○原子炉建屋給排気隔離弁の隔離【月例等】
・原子炉建屋給排気隔離弁の動作確認は原子炉運転中に実施す下記理由により、原子炉運転中に実施することは安全上困難と考ることは安全上困難であることから、原子炉停止中に定事検におえる。
【判定基準】
いて実作動を確認している。
・MSトンネル室等の原子炉機器の温度上昇が懸念。（運転中は原子炉区域換気空調系排気放射能指示が動作不能でないことを【日常管理】
通常空調にて温度管理を行っている。SGTSは温度管理機能が無確認
・運転中は隔離のための論理回路（トリップチャンネル盤）についい）て中央制御室による監視により健全性を確認している。
・天然核種によるダスト放射線モニタの指示が上昇。
・燃料プール水の自然蒸発による結露発生を誘発。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

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東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

実条件性能
（許認可要求事項）

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

51条

原子炉設置（変更）許可申請書 添 要領書42：非常用ガス付書類十における，原子炉冷却 処理系機能検査
材喪失，燃料集合体の落下時に，原子炉等へ放出された放射性物
非常用ガス処理系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
質が処理されるよう，単一故障を（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，非常用ガス処理系が模擬信号で作動することを確認し，その結果を当仮定しても所定の機能を達成で直長に通知する。
き，安全解析条件が担保されてい（２）化学管理ＧＭは，定検停止時に，非常用ガス処理系の総合除去効率が表５１－２に定める値であることをること。
確認し，その結果を当直長に通知する。
①機能要求時に自動起動するこ（３）当直長は，原子炉の状態が運転，起動，高温停止及び炉心変更時※１又は原子炉建屋原子炉棟内で照
非常用ガス処理と。
射された燃料に係る作業時において，非常用ガス処理系排風機が起動すること及び非常用ガス処理系隔離
系②機能要求時に系統構成される弁が開することを１ヶ月に１回確認する。
こと。
③運転状態が要求機能を満足していること。
（LCO)
非常用ガス処理系 ２系列※２が動作可能であること
系統設計流量：約2000m3/h
総合除去効率 ９９．９９％以上
系統よう素除去効率：相対湿度70%以下かつ温度66℃以下において，無機，有機よう素に対してそ 要領書43：非常用ガス
れぞれ99.99%以上
処理系フィルタ性能検査○自動起動検査
原子炉区域換気空調系排気放射能高高の原子炉建屋原子炉区域隔
離信号を模擬的に発信させる。原子炉建屋原子炉区域換気空調系が隔離し、非常用ガス処理系が自動起動すること。
【定例試験】
非常用ガス処理系手動○運転性能検査
起動試験（1ヶ月／回）
非常用ガス処理系排風機の運転状態を確認する。
流量：2000 m3/hを下回らないこと（工事計画書）
振動、異音、異臭がないこと【判定基準】
SGTS排風機起動、入口隔離弁「全開」、出口隔離弁「全開」
流量を中操指示計にて確認
湿分除去装置差圧、フィルタ装置差圧を現場指示計にて採取
排風機、室空調機、配管・弁について、異臭、異音、異常振動、漏えいの有無を現場にて確認【定事検】・SGTS自動起動試験は原子炉運転中に実施することは安全上困○自動起動試験【月例等】
難であることから、原子炉停止中に定事検において自動起動する
下記理由により、原子炉運転中に実施することは安全上困難であ ことを確認している。
ると考える。
【日常管理】
・試験のための論理回路の一部除外等による機能要求時の対応 ・運転中は起動のための論理回路（トリップチャンネル盤）につい遅れの可能性。
て中央制御室による監視により健全性を確認している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

○非常用ガス処理系フィルタ性能検査
よう素用チャコールフィルタの総合除去効率が99.99%以上であること。 （柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定）

-

【定事検】
・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、原子炉停止時に実施する定事検にて確認している。
○フィルタ性能検査【月例等】（運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる）
下記理由により、原子炉運転中に実施することは困難であると考【日常管理】
える。
・フィルタは静的機器であることに加え、試運転時にはフィルタを・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、劣化させる有機溶剤等の使用を制限した上で実施すること等によ
運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる。
り、著しく劣化することのないよう管理している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し
左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。

○運転性能検査（①）
・D/Gを電源とする機器が自動起動することを確認する。また、D/G遮断機投入から各機器の遮断機が投入される時間を測定する。
RCWポンプ：13s～22s
RSWポンプ：18s～27s

52条

事故又は運転時の異常な過渡事象において、単一故障を考慮して原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認す
も原子炉停止時るため，次の各号を実施する。
の残留熱の除去等に必要な残留（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系が模擬信号で作動
熱除去系の機能を確保するため、することを確認し，その結果を当直長に通知する。
残留熱除去系の熱交換器に冷却 要領書13：ディーゼル発（２）当直長は，定検停止後の原子炉起動前に，原子炉補機冷却水系の主要な手動弁と電動弁の開閉状態
水を供給する残留熱除去冷却水 電機、非常用炉心冷却残留熱除去冷却 を確認する。また，原子炉補機冷却水系の主要配管が満水であることを確認する。※１
系及び残留熱除去冷却海水系３ 系（原子炉隔離時冷却水系及び残留熱 （３）当直長は，定検停止後の原子炉起動前に，原子炉補機冷却海水系の主要な手動弁と電動弁※２の開閉
系列が動作可能であり，流路が確 系除く）、原子炉補機冷 ・RCW及びRSWについて運転状態を確認する。（③）
除去冷却海水系 状態を確認する。
ポンプ：振動、異音、異臭、漏えいの無いこと保されていること。
却系機能検査（４）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，表５２－２に定める事項を確認する。
①機能要求時に自動起動するこ
（参考値）
と。
（LCO)
RCW：系統流量 等②機能要求時に系統構成される原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系：３系列が動作可能であること
RSW：吐出圧力 等こと。
③運転状態が要求機能を満足していること。

-【定事検】○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
・模擬信号投入及び通常開状態の弁の隔離については、原子炉
下記理由により、原子炉運転中に実施することは安全上困難と考運転中に実施することは安全上困難であることから、原子炉停止
える。
中に定事検において確認している。
・運転中に事故時の模擬信号を投入することについては、他論理【日常管理】
回路や設備等を除外した上で投入することから実際の事故が起・運転中は中央制御室における日常監視により健全性を確認してこった際に対応が出来ない可能性がある。
いる。
・ＲＣＷ、ＲＳＷポンプは、通常運転中のため、予備機起動のための停止不可。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し【定例試験】
ＲＣＷ予備機起動試験（1ヶ月／回）【定例試験】
RSW予備機起動試験（1ヶ月／回）【巡視・点検】運転中のＲＣＷ、ＲＳＷ
ポンプの運転状態確認【判断基準】
・ポンプ運転状態確認
・試験後の弁状態が試験前と同様であること、系統が満水である
こと（サージタンク水位低警報が発生していないこと）＜不足無し＞―○PCV外側供給隔離弁等、通常「全開」弁の隔離【月例等】
・冷却水断による負荷系統の温度上昇。
・冷却水断による負荷設備（軸受等）の損傷

上記自動起動試験と纏めて記載【判断基準】
・ポンプ運転状態確認
・試験後の弁状態が試験前と同様であること、【定例試験】【判断基準】
ＲＨＲ熱交出口弁開閉試
ＲＨＲ熱交出口弁が「全開」「全閉」出来る事。
験53条

原子炉補機冷却水系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系が模擬信号で作動することを確認し，その結果を当直長に通知する。
非常用ディーゼ （２）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，原子炉補機冷却水系の非常用ディーゼ
ル発電設備冷却 ル発電機冷却水止め弁が開することを１ヶ月に１回確認する。また，動作確認後，動作確認に際して作動した （52条により確認）
系
弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認する。※１

・原子炉補機冷却モード切換え弁が正常に作動することを確認する。
（1ヶ月／回）（②）
RCW RHR熱交換器冷却出口弁 他 全閉⇒全開【定例試験】RCW PCV外側供給隔離弁 他 全開⇒全閉
非常用Ｄ／Ｇ出口弁開
閉試験（1ヶ月／回）【判断基準】
非常用Ｄ／Ｇ出口弁が「全開」「全閉」出来る事。

（52条により確認）（52条により確認）（52条により確認）（52条により確認）（52条により確認）

ABWRなしABWRなし----使用済燃料プールの水
位：オーバーフロー水位付近にあること
オーバーフロー水位付近及び使用済燃料プールの水温を確認。
使用済燃料プールの水
温：６５℃以下（１日／回）（LCO)
原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系： ３系列が動作可能であること

54条

高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電設備冷却水系及び高圧炉心 ６／７号機は対象外
スプレイ系ディー
ゼル発電設備冷
却海水系

55条

使用済燃料プールの水位及び水温が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近にあること及び使用済燃料プールの水
使用済燃料プー
温が６５℃以下であることを毎日１回確認する。
ルの水位及び水
温（LCO)
使用済燃料プールの水位：オーバーフロー水位付近にあること
使用済燃料プールの水温：６５℃以下-

事故後の機能要求なし-

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事故後の実条件性能の要求なし

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

56条

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）

原子炉水位が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が燃料交換において，原子炉上部で燃料又は制御棒を移動する場合，原子炉
燃料又は制御棒
水位がオーバーフロー水位付近にあることを毎日１回確認する。
を移動する時の事故後の機能要求なし
原子炉水位
（LCO)
燃料又は制御棒を移動する時の原子炉水位：オーバーフロー水位付近にあること「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称-

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

使用済燃料プールの水
位：オーバーフロー水位
オーバーフロー水位付近を確認。
付近にあること（１日／回）-

実条件性能確認評価／プレコン

事故後の実条件性能の要求なし

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
○自動起動検査（①、②）
a. 非常用循環系運転：区分I～IVのうち２区分の「R/B排気燃取排気放射能高」信号を模擬し、MCR隔離信号にて中央制御室換気空調系が非常用循環系に切り替わることを確認する。MCR再循環送風機が自動起動し、非常用循環系に切り替わること。
b. 非常時外気取入れ運転：非常時外気取入モードスイッチを操作することにより、MCR排風機が自動起動し、非常時外気取入運転に切り替
わること。

57条

-

要領書44：中央制御室
事故時に運転員が中央制御室に 非常用循環系機能検査
接近し、又はとどまり、プラントの必要な運転操作を行える雰囲気
環境を維持できるよう，中操制御【確認運転】（電力自主）
中央制御室非常用換気空調系が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号
室非常用換気空調系を2系列担
通常運転モード時の再を実施する。
保し，設置（変更）許可申請書添
循環送風機起動（1ヶ月（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，中央制御室非常用換気空調系が模擬信号で作動することを確認し，そ【判定基準】
付書類八に記載されるよう素除去○運転性能検査（③）／回）の結果を当直長に通知する。
MCR送風機、MCR再循環送風機およびMCR排風機の運転状態
効率を維持していること。
MCR送風機、MCR再循環送風機およびMCR排風機の運転状態が、振 ＜保安規定要求区分に
中央制御室非常 （２）化学管理ＧＭは，定検停止時に，中央制御室非常用換気空調系の総合除去効率が表５７－２に定める
が、振動、異音、異臭がないこと。
動、異音、異臭がないこと。
変更予定＞
用換気空調系 値であることを確認し，その結果を当直長に通知する。
①機能要求時に自動起動するこ【巡視点検】と。
ＭＣＲ送風機、排風機運（LCO)②機能要求時に系統構成される
転状態確認
中央制御室非常用換気空調系 中央制御室あたり２系列※２が動作可能であることこと。
総合除去効率 ９０％以上③運転状態が要求機能を満足していること。
系統よう素除去効率：90%以上（相対湿度70%以下において）

要領書45：中央制御室
非常用循環系フィルタ
性能検査○中央制御室非常用循環系フィルタ性能検査
よう素用チャコールフィルタの総合除去効率が90%以上であること。（柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定）-○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
下記理由により原子炉運転中に実施することは安全上困難と考える。
・運転中に事故時の模擬信号を投入することについては、隣接号機の自動起動及び自動隔離信号を除外する必要があり、実際の事故が起こった際に対応が出来ない可能性がある。

【定事検】・原子炉停止中に定事検においてMCR隔離信号にて中央制御室
換気空調系が非常用循環系に切り替わることを確認している。
【日常管理】
・自動起動に係る論理回路については、中央制御室による監視に
より健全性を確認している。
以上の組み合わせにより、実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し＜不足無し＞―

左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、原子炉停止時に実施する定事検にて確認している。
○フィルタ性能検査【月例等】（運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる）
下記理由により、原子炉運転中に実施することは困難であると考【日常管理】
える。
・フィルタは静的機器であること、試運転時にはフィルタを劣化させ・フィルタ性能は試験用サンプルを使用し試験を行うものであり、る有機溶剤等の使用を制限した上で実施するなど、著しく劣化し運転中に月例等で試験を実施するとサンプルが無くなる。
ないよう管理している。
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

58条

外部電源その１

外部電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，外部電源の電圧が確立していることを１
週間に１回確認する。

事故後の機能要求なし--

外部電源２系列の確認（１週間／回）

外部電源の２系列が動作可能であること。

事故後の実条件性能の要求なし

事故後の機能要求なし--

外部電源１系列の確認（１週間／回）

外部電源の１系列が動作可能であること。

事故後の実条件性能の要求なし（LCO)
外部電源※１ ：２系列※２が動作可能であること

59条

外部電源その２外部電源が前項に定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，外部電源の電圧が確立していることを
１週間に１回確認する。
（LCO)
外部電源： １系列が動作可能であること

60条

LOCA信号又はLOPA信号のいずれか早い方の信号発信から、D/Gの電圧が確立するまでの時間としてD/G遮断器投入までの時間が、13
非常用ディーゼル発電機が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施
秒以内であること。（工事計画認可申請書）する。
（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，非常用ディーゼル発電機が模擬信号で作動することを確認し，その結D/Gの運転状態は次の表を満足すること。
果を当直長に通知する。
外部電源喪失時においても，原子機関回転速度(rpm)：1000+-20 ※３（２）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，表６０－２に定める事項を確認する。
炉の停止及び冷却に必要な系統
機関出口ディーゼル冷却水温度(℃)：＜90 ※４
要領書13：ディーゼル発及び機器に電力を供給するため，
機関入口潤滑油温度(℃)：＜83 ※４【定例試験】
電機、非常用炉心冷却
非常用ディーゼ （LCO)
3系列を確保し，かつ原子炉設置
機関入口潤滑油圧力(MPa)：＞0.41 ※４
非常用ディーゼル発電
系（原子炉隔離時冷却
ル発電機その１ 非常用ディーゼル発電機： ３台※１の非常用ディーゼル発電機が動作可能であること（変更）許可申請書の安全解析に
発電機電圧(V)：6900+-345 ※３
機手動起動試験（1ヶ月系除く）、原子炉補機冷
１．非常用ディーゼル発電機を待機状態から始動し，無負荷運転時の電圧が６，９００±３４５Ｖ及び周波数が おける自動起動時間１３秒以内に発電機周波数(Hz)：50+-1 ※３／回）
却系機能検査５０±１Ｈｚであること並びに引き続き非常用交流高圧電源母線に並列して定格出力で運転可能であることを 起動し，工事計画書記載の出力
振動、異音、異臭、漏えいがないこと。
確認する。 頻度：１ヶ月に１回等が担保されていること。
※３：工事計画認可申請書（但し、+-は原子炉施設保安規定または設
２．Ａ系，Ｂ系及びＣ系のデイタンクレベルが２，２７３ｍｍ以上であることを確認する。ただし，非常用ディーゼ計値） ※４：設計値
ル発電機が運転中及び運転終了後２日間を除く。頻度： １ヶ月に１回
要領書13：ディーゼル発電機、非常用炉心冷却系（原子炉隔離時冷却系除く）、原子炉補機冷却系機能検査

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左記確認を原子炉運転中に実施することは困難であることから実条件性能確認に対しては下記の通り。
【定事検】・原子炉停止中に定事検において模擬信号投入による自動起動【判定基準】
試験を実施している。
非常用ディーゼル発電機を待機状態から始動し、無負荷運転時【日常管理】に非常用交流高圧電流母線に並列して定格出力で運転可能であ・原子炉運転中においては事故信号を模擬した自動起動試験にることを確認○模擬信号投入による自動起動試験【月例等】
ついては、試験を実施するために他の機器が起動しないよう論理
・ＬＯＣＡ信号投入は高圧系ＥＣＣＳを起動させると共に、原子炉へ回路の一部を除外等する必要があり、実際の機能要求時に正常以下を満足すること注水されるため、原子炉出力、水位変動を誘発。
に機能しない恐れがあることから、安全上実施すべきではない。こディーゼル発電機電力：定格出力(5.0NW)の為、自動起動に係る論理回路については、中央制御室での日ディーゼル発電機電圧：起動後並列前 6900±345V
常監視により健全性を確認している。
ディーゼル発電機周波数：起動後並列前 50.0±1.0Hz
以上の組み合わせにより実条件性能を確認していると整理する。
【プレコン疑義】
特に無し

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】

実条件性能確認評価／プレコン

非常用ディーゼル発電機が前項に定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第６６条で要求される非常用交流高圧電源母線に接続する非常用ディーゼル発電機について，表６１－２に定める事項を確認する。

61条

62条

63条

64条

（LCO)
非常用ディーゼ 交流電源： 第６６条で要求される非常用交流高圧電源母線に接続する非常用ディーゼル発電機を含め２台（60条により確認）
ル発電機その２ の非常用発電設備※２が動作可能であること
１．非常用ディーゼル発電機を待機状態から始動し，無負荷運転時の電圧が６，９００±３４５Ｖ及び周波数が５０±１Ｈｚであること並びに引き続き非常用交流高圧電源母線に並列できることを確認する。 頻度：１ヶ月に１回
２．Ａ系，Ｂ系及びＣ系のデイタンクレベルが２，２７３ｍｍ以上であることを確認する。ただし，非常用ディーゼ
ル発電機が運転中及び運転終了後２日間を除く。頻度： １ヶ月に１回（60条により確認）

ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するた
め，次号を実施する。
（１）当直長は，ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気が，第６０条及び第６１条で動作可能であることを要求される非常用ディーゼル発電機に対し必要量確保されていることを表６２－２で１ヶ月に１回確認する。
第６０条及び第６１条で要求される
非常用ディーゼル発電機につい非常用ディーゼ （LCO)て，７日間の連続運転に必要な燃
ル発電機燃料油 ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気 ：第６０条及び第６１条で動作可能であることを要求される非常用 料油及び潤滑油の必要量を確保 等ディーゼル発電機に対し必要量確保されていることすること、並びに確実に起動する
７号炉 Ａ系軽油タンクレベル ７，０３１ｍｍ以上ため必要な起動用空気圧縮貯槽
Ｂ系軽油タンクレベル ７，０３０ｍｍ以上
圧力を確保されていること。
潤滑油補給タンク油面※３ ６５０ｍｍ以上
起動用空気圧縮貯槽圧力（自動用）※４ ２．４６MPa[gage]以上

直流電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
（１）運転評価ＧＭは，定検停止時に，直流電源（蓄電池及び充電器※１）の機能を確認し，その結果を当直長
運転時の異常な過渡変化時及びに通知する。
原子炉冷却材喪失等の事故時の（２）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，４系列の蓄電池及び充電器について，浮原子炉冷却及び原子炉格納容器
動充電時の蓄電池電圧がＡ系については１２８V以上，Ｂ系，Ｃ系及びＤ系については１２６V以上であることを要領書60：直流電源系
直流電源その１の健全性と他の重要な機能が維
１週間に１回確認する。
機能検査
持されるよう，所定の電圧を確保した直流電源を４系列担保するこ（LCO)と。
直流電源 ４系列※２が動作可能であること

直流電源が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第６６条で要求される直流電源母線に接続する蓄電池及び充電器※１について，浮動充電時の蓄電池電圧がＡ系については１２８V以上，Ｂ系，Ｃ系
直流電源その２ 及びＤ系については１２６V以上であることを１週間に１回確認する。
（63条により確認）（63条により確認）

非常用ディーゼル発電機手動起動試験（60条により確認）

定例試験の内容については60条と同様（60条により確認）【定例試験】（電力自主）【判定基準】
非常用DG燃料移送ポン
自動起動すること
プ自動起動試験（１ヶ月／回）【巡視点検】
・軽油タンクレベルの確認（１日／回）-・潤滑油補給タンク油面
確認（１日／回）・起動用空気圧縮貯槽
圧力（自動用）確認（１日／回）

125V系充電器の浮動充電運転状態における充電器電圧、蓄電池電圧を確認する
充電器電圧(V)：129+-3 設計値
蓄電池電圧(V)：129+-3 設計値
端子電圧が2.10V未満もしくは電解液比重が1.205(20℃換算値)未満の蓄電池不良セル数を確認する。

（63条により確認）

潤滑油補給タンク油面 ６５０ｍｍ以上

D/G運転に必要となる軽油タンクレベル、潤滑油補給タンク油面、
起動用空気圧縮貯槽圧力（自動用）を確認することで必要となる機能は担保している。
また、非常用DG燃料移送ポンプ自動起動試験（月例等試験）において、燃料移送ポンプの機能確認及び軽油タンクレベルを確認しており、必要容量及び移送の健全性を持って実条件性能を確認している。

起動用空気圧縮貯槽圧力（自動用） ２．４６MPa[gage]以上【プレコン疑義】
特に無し【判定基準】
Ａ系軽油タンクレベル ７，０３１ｍｍ以上
Ｂ系軽油タンクレベル ７，０３０ｍｍ以上＜不足無し＞【巡視点検】
巡視点検による指示値の確認（１回/日）【判定基準】
浮動充電時の蓄電池電圧がＡ系については１２８V以上，Ｂ系，Ｃ ＜不足無し＞
系及びＤ系については１２６V以上であること

充電器、電流点検

定例試験の内容については63条と同様（63条により確認）【判定基準】
次の所内電源系統が受電されていること(１)非常用交流高圧電源母線： ３系統(２)直流電源母線 ：４系統
(３)バイタル交流電源母線： ４系統＜不足無し＞（65条により確認）（65条により確認）

・定事検及び定例試験共に充電器電圧・電流のパラメータを確認することにより実条件性能を確認している。
【プレコン疑義】
特に無し

（LCO)
直流電源：第６６条で要求される直流電源が動作可能であること
所内電源系統が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，電源母線が受電されていることを
１週間に１回確認する。
65条

66条

67条

68条

69条

所内電源系統そ（LCO)の１
所内電源系統(１)非常用交流高圧電源母線： ３系統※１(２)直流電源母線 ：４系統※２(３)バイタル交流電源母線： ４系統※２

運転時の異常な過渡変化時及び原子炉冷却材喪失等の事故時の原子炉冷却及び原子炉格納容器の健全性と他の重要な機能が維持されるよう，所内非常用母線が受電されていること。

所内電源系統が前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第２７条，第３５条，第３６条及び第４０条で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧電源母線，直流電源母線及びバイタル交流電源
所内電源系統そ 母線が受電されていることを１週間に１回確認する。
（65条により確認）の２（LCO)
所内電源系統：第２７条，第３５条，第３６条及び第４０条で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧
電源母線，直流電源母線及びバイタル交流電源母線が受電されていること
原子炉停止中の制御棒１本※１の引き抜きを行う場合に，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が高温停止，冷温停止及び燃料交換において，制御棒１本※１の引き抜きを行
原子炉停止中の う場合は，表６７－２に定める事項を確認する。
制御棒１本の引事故後の機能要求なし
き抜き
（LCO)
原子炉停止中の制御棒１組（同一水圧制御ユニットに属する２本）又は１本の引き抜き（１）原子炉モードスイッチが燃料取替位置において，制御棒引抜インターロック（引き抜かれた制御棒が，同一水圧制御ユニットに属する１組の場合は３本目，１本の場合は２本目の引抜対象制御棒が選択できないこ
単一制御棒駆動機構の取り外しを行う場合は，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するた

単一制御棒駆動機構の取り外し

【日常点検】
日常点検表による受電状態の確認（非常用交流・直流）（１回/日））【日常点検】
日常点検表による受電状態の確認（バイタル交流）（１回/日））【プレコン疑義】
特に無し（65条により確認）（65条により確認）（65条により確認）--（１）制御棒引抜インターロックが作動を確認
制御棒引抜インターロッ（２）制御棒引抜前に制御棒の位置確認を実施した上で引抜ク確認（３）は27条により確認（制御棒１本の引抜時）（４）制御棒の位置確認

事故後の実条件性能の要求なし--（１）制御棒の状態確認
単一制御棒駆動機構の（２）停止余裕検査の確認
取り外し前の確認（３）他の炉心変更作業の確認

事故後の実条件性能の要求なし--

複数の制御棒引き抜きを伴う検査前の確認

事故後の実条件性能の要求なし

め，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，単一制御棒駆動機構の取り外しを行う場
合は，表６８－２に定める事項を確認する。

事故後の機能要求なし（LCO)
単一制御棒駆動機構の取り外し（１）引き抜かれた制御棒以外のすべての制御棒が全挿入かつ除外されていること（２）停止余裕が確保されていること
複数の制御棒引き抜きを伴う検査を実施する場合に，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
複数の制御棒引 （１）燃料ＧＭは，制御棒操作を行うにあたり，あらかじめ制御棒操作手順を作成し，主任技術者の確認を得てき抜きを伴う検 当直長に通知する。
事故後の機能要求なし
査（２）当直長は，原子炉の状態が高温停止，冷温停止及び燃料交換において，原子炉モードスイッチを起動位置にして，制御棒価値ミニマイザの動作確認を行う場合又は制御棒操作手順に従って複数の制御棒を引き抜く検査を行う場合は，表６９－２に定める事項を確認する。

・日常点検として、日常点検表（非常用交流・直流）及び巡視点検（バイタル交流）により実条件性能を確認している。

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制御棒操作手順の作成及びその遵守

東京電力
柏崎刈羽7号炉
保安規定
条文

70条

保安規定
条文名称

保安規定（サーベイランス、運転上の制限）

実条件性能（許認可要求事項）

原子炉の昇温を伴う検査で原子炉冷却材温度が１００℃以上となる場合に，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，原子炉冷却材の昇温開始から１００℃となる前に次の各項目を管理的手段で確認する。
①第２７条（計測及び制御設備）の原子炉建屋隔離系計装の機能②第４９条（原子炉建屋）の機能
原子炉の昇温を③第５０条（原子炉建屋給排気隔離弁）の機能
事故後の機能要求なし
伴う検査④第５１条（非常用ガス処理系）の機能「実条件性能確認」適合の考え方

定期事業者検査等名
称

定期事業者検査等での判定基準

月例等定期試験名称

月例等試験の判定基準（チェックシート等での記載内容）
実条件性能確認不足分【定事検】【月例等】--

原子炉の昇温を伴う検
査前の確認

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原子炉モードスイッチの切替を伴う検査前の確 制御棒の状態及び炉心変更作業の確認
認（27条、49条、50条、51条により確認）

事故後の実条件性能の要求なし（LCO)
原子炉の昇温を伴う検査第２７条の原子炉建屋隔離系計装，第４９条の原子炉建屋，第５０条の原子炉建屋給排気隔離弁及び第５１条の非常用ガス処理系の機能が確保されていること
原子炉モードスイッチの切替を伴う検査を実施する場合に，前項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，表７１－２に定める事項を確認する。
71条

原子炉モードス
イッチの切替を伴う検査（LCO)
原子炉モードスイッチの切替を伴う検査
１体以上の燃料が装荷されたセルに制御棒が全挿入されていること及び炉心変更が行われていないこと

事故後の機能要求なし

１．１体以上の燃料が装荷されたセルに制御棒が全挿入されていること。 原子炉モードスイッチの切替直前
２．炉心変更が行われていないこと。 原子炉モードスイッチの切替直前

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事故後の実条件性能の要求なし

実条件性能確認評価／プレコン