試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の全文・条文

「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の全文・条文を、わかりやすく、スマホで見やすい形でまとめていきます。

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試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の全文・条文まとめ

試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(昭和32年法律第166号)第24条第1項第3号の規定に基づき、試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則を次のように定める。

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第1章|総則

第1条|適用範囲

この規則は、次に掲げる原子炉及びその附属施設について適用する。

1 試験研究の用に供する試験研究用等原子炉(船舶に設置するものを除く。)

2 船舶に設置する軽水減速加圧軽水冷却型原子炉(減速材及び冷却材として加圧軽水を使用する原子炉であって蒸気発生器が構造上原子炉圧力容器の外部にあるものをいう。)であって研究開発段階にある試験研究用等原子炉

第2条|定義

この規則において使用する用語は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律において使用する用語の例による。

【2】この規則において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。

1 「放射線」とは、試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則(昭和32年総理府令第83号。以下「試験炉規則」という。)第1条の2第2項第1号に規定する放射線をいう。

2 「管理区域」とは、試験炉規則第1条の2第2項第4号に規定する管理区域をいう。

3 「放射性廃棄物」とは、試験炉規則第1条の2第2項第2号に規定する放射性廃棄物をいう。

4 「周辺監視区域」とは、試験炉規則第1条の2第2項第6号に規定する周辺監視区域をいう。

5 「放射線業務従事者」とは、試験炉規則第1条の2第2項第7号に規定する放射線業務従事者をいう。

6 「臨界実験装置」とは、炉心構造を容易に変更することができる試験研究用等原子炉であって、核燃料物質の臨界量等当該試験研究用等原子炉の核特性を測定する用に専ら供するものをいう。

7 「水冷却型研究炉」とは、1次冷却材として水を使用する試験研究の用に供する試験研究用等原子炉(船舶に設置するものを除く。)をいう。

8 「中出力炉」とは、熱出力500キロワット以上、10メガワット未満の水冷却型研究炉をいう。

9 「高出力炉」とは、熱出力10メガワット以上、50メガワット以下の水冷却型研究炉をいう。

10 「ガス冷却型原子炉」とは、気体状の1次冷却材を用いる試験研究の用に供する試験研究用等原子炉(船舶に設置するものを除く。)であって熱交換器を有するものをいう。

11 「ナトリウム冷却型高速炉」とは、試験研究の用に供する試験研究用等原子炉(船舶に設置するものを除く。)であって、1次冷却材としてナトリウムを用い、かつ、その原子核分裂の連鎖反応が主として高速中性子により行われるものをいう。

12 「安全機能」とは、試験研究用等原子炉施設の安全性を確保するために必要な機能であって、次に掲げるものをいう。

イ その機能の喪失により試験研究用等原子炉施設に運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し、これにより公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある機能

ロ 試験研究用等原子炉施設の運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の拡大を防止し、又は速やかにその事故を収束させることにより、公衆又は従事者に及ぼすおそれがある放射線障害を防止し、及び放射性物質が試験研究用等原子炉を設置する工場又は事業所(以下「工場等」という。)外へ放出されることを抑制し、又は防止する機能

13 「安全機能の重要度」とは、試験研究用等原子炉施設の安全性の確保のために必要な安全機能の重要性の程度をいう。

14 「通常運転」とは、試験研究用等原子炉施設において計画的に行われる試験研究用等原子炉の起動、停止、出力運転、燃料体の取替えその他の試験研究用等原子炉の計画的に行われる運転に必要な活動をいう。

15 「運転時の異常な過渡変化」とは、通常運転時に予想される機械又は器具の単1の故障若しくはその誤作動又は運転員の単1の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって、当該状態が継続した場合には試験研究用等原子炉の炉心(以下単に「炉心」という。)又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。

16 「設計基準事故」とは、発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって、当該状態が発生した場合には試験研究用等原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。

17 「多重性」とは、同一の機能を有し、かつ、同一の構造、動作原理その他の性質を有する2以上の系統又は機器が同一の試験研究用等原子炉施設に存在することをいう。

18 「多様性」とは、同一の機能を有する2以上の系統又は機器が、想定される環境条件及び運転状態において、これらの構造、動作原理その他の性質が異なることにより、共通要因(2以上の系統又は機器に同時に影響を及ぼすことによりその機能を失わせる要因をいう。以下同じ。)又は従属要因(単1の原因によって確実に系統又は機器に故障を発生させることとなる要因をいう。以下同じ。)によって同時にその機能が損なわれないことをいう。

19 「独立性」とは、2以上の系統又は機器が、想定される環境条件及び運転状態において、物理的方法その他の方法によりそれぞれ互いに分離することにより、共通要因又は従属要因によって同時にその機能が損なわれないことをいう。

2

10 「燃料体」とは、試験炉規則第1条の2第2項第3号に規定する燃料体であって、試験用燃料体を除いたものをいう。

2

11 「燃料材」とは、熱又は中性子を発生させるために成形された核燃料物質をいう。

2

12 「燃料被覆材」とは、原子核分裂生成物の飛散を防ぎ、かつ、1次冷却材による侵食を防ぐための金属管、金属板、炭化ケイ素皮膜その他の燃料材を覆うものをいう。

23 「燃料の許容設計限界」とは、燃料材を覆う燃料被覆材の損傷の程度であって、安全設計上許容される範囲内で、かつ、試験研究用等原子炉を安全に運転することができる限界をいう。

24 「反応度価値」とは、制御棒の挿入又は引き抜き、液体制御材の注入その他の試験研究用等原子炉の運転に伴う試験研究用等原子炉の反応度の変化量をいう。

25 「制御棒の最大反応度価値」とは、試験研究用等原子炉が臨界(臨界近傍を含む。)にある場合において、制御棒を1本引き抜くことにより炉心に生ずる反応度価値の最大値をいう。

26 「反応度添加率」とは、試験研究用等原子炉の反応度を調整することにより炉心に添加される単位時間当たりの反応度の量をいう。

27 「原子炉停止系統」とは、試験研究用等原子炉を未臨界に移行し、及び未臨界を維持するために試験研究用等原子炉を停止する系統をいう。

28 「反応度制御系統」とは、通常運転時に反応度を調整する系統をいう。

29 「安全保護回路」とは、運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を検知し、これらの事象が発生した場合において原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させる設備をいう。

3

10 「安全施設」とは、試験研究用等原子炉施設のうち、安全機能を有するものをいう。

3

11 「重要安全施設」とは、安全施設のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。

3

12 「工学的安全施設」とは、試験研究用等原子炉施設の損壊又は故障その他の異常による試験研究用等原子炉内の燃料体の著しい損傷又は炉心の著しい損傷により多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に、これを抑制し、又は防止するための機能を有する安全施設をいう。

33 「1次冷却材」とは、炉心において発生した熱を試験研究用等原子炉から直接に取り出すことを主たる目的とする流体をいう。

34 「1次冷却系統設備」とは、1次冷却材が循環する回路を構成する設備をいう。

35 「最終ヒートシンク」とは、試験研究用等原子炉施設において発生した熱を最終的に除去するために必要な熱の逃がし場をいう。

36 「冠水維持設備」とは、水冷却型研究炉に係る試験研究用等原子炉施設において、1次冷却材の流出を伴う異常が発生した場合に、原子炉容器内の水位の過度の低下を防止し、炉心全体を冷却材中に保持するための機能を有する設備をいう。

37 「試験用燃料体」とは、燃料体の研究及び開発を行うことを目的とする燃料体をいう。

38 「カバーガス」とは、ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において、ナトリウムの自由液面部を覆うことを主たる目的とする不活性ガスをいう。

39 「原子炉カバーガス」とは、カバーガスのうち、1次冷却材に係るものをいう。

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10 「炉心冠水維持バウンダリ」とは、水冷却型研究炉に係る試験研究用等原子炉施設において、原子炉容器及びそれに接続する配管で構成され、燃料体を冠水状態に保持するための隔壁となる部分をいう。

4

11 「原子炉格納容器バウンダリ」とは、ガス冷却型原子炉又はナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設のうち、原子炉格納容器において想定される事象が発生した場合において、圧力障壁及び放射性物質の放出の障壁となる部分をいう。

4

12 「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは、ガス冷却型原子炉に係る試験研究用等原子炉施設のうち、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、圧力障壁となる部分をいう。

43 「原子炉冷却材バウンダリ」とは、ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において1次冷却材を内包するものであって、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において冷却材障壁を形成するもので、かつ、それが破壊することにより1次冷却材漏えい事故となる部分をいう。

44 「原子炉カバーガス等のバウンダリ」とは、ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設の通常運転時に原子炉カバーガス又は1次冷却材を内包する部分のうち、原子炉冷却材バウンダリを除いたものをいう。

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第2章|試験研究用等原子炉施設

第3条|試験研究用等原子炉施設の地盤

試験研究用等原子炉施設(水冷却型研究炉、ガス冷却型原子炉及びナトリウム冷却型高速炉に係るものを除く。以下この章|において同じ。)は、次条第2項の規定により算定する地震力(試験研究用等原子炉施設のうち、地震の発生によって生ずるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きいもの(以下「耐震重要施設」という。)にあっては、同条第3項の地震力を含む。)が作用した場合においても当該試験研究用等原子炉施設を10分に支持することができる地盤に設けなければならない。

【2】耐震重要施設は、変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならない。

【3】耐震重要施設は、変位が生ずるおそれがない地盤に設けなければならない。

第4条|地震による損傷の防止

試験研究用等原子炉施設は、地震力に10分に耐えることができるものでなければならない。

【2】前項の地震力は、地震の発生によって生ずるおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。

【3】耐震重要施設は、その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。

【4】耐震重要施設は、前項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。

第5条|津波による損傷の防止

試験研究用等原子炉施設は、その供用中に当該試験研究用等原子炉施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。

第6条|外部からの衝撃による損傷の防止

安全施設は、想定される自然現象(地震及び津波を除く。次項において同じ。)が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

【2】重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

【3】安全施設は、工場等内又はその周辺において想定される試験研究用等原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの(故意によるものを除く。)に対して安全機能を損なわないものでなければならない。

第7条|試験研究用等原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

工場等には、試験研究用等原子炉施設への人の不法な侵入、試験研究用等原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え、又は他の物件を損傷するおそれがある物件が持ち込まれること及び不正アクセス行為(不正アクセス行為の禁止等に関する法律(平成11年法律第128号)第2条第4項に規定する不正アクセス行為をいう。第18条第6号において同じ。)を防止するための設備を設けなければならない。

第8条|火災による損傷の防止

試験研究用等原子炉施設は、火災により当該試験研究用等原子炉施設の安全性が損なわれないよう、必要に応じて、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備及び消火を行う設備(以下「消火設備」という。)並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。

【2】消火設備は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても試験研究用等原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。

第9条|溢いつ水による損傷の防止等

安全施設は、試験研究用等原子炉施設内における溢いつ水が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

【2】試験研究用等原子炉施設は、当該試験研究用等原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器、配管その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において、当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

第10条|誤操作の防止

試験研究用等原子炉施設は、誤操作を防止するための措置を講じたものでなければならない。

【2】安全施設は、容易に操作することができるものでなければならない。

第11条|安全避難通路等

試験研究用等原子炉施設には、次に掲げる設備を設けなければならない。

1 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路

2 照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明

3 設計基準事故が発生した場合に用いる照明(前号の避難用の照明を除く。)及びその専用の電源

第12条|安全施設

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。

【2】安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単1故障(単1の原因によって1つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと(従属要因による多重故障を含む。)をいう。以下同じ。)が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

【3】安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができるものでなければならない。

【4】安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、試験研究用等原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

【5】安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

【6】安全施設は、2以上の試験研究用等原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、試験研究用等原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。

第13条|運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡大の防止

試験研究用等原子炉施設は、次に掲げるものでなければならない。

1 運転時の異常な過渡変化時において、設計基準事故に至ることなく、試験研究用等原子炉施設を通常運転時の状態に移行することができるものとすること。

2 設計基準事故時において次に掲げるものであること。

イ 炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を10分に冷却できるものであること。

ロ 設計基準事故により当該設計基準事故以外の設計基準事故に至るおそれがある異常を生じないものであること。

ハ 試験研究用等原子炉施設が工場等周辺の公衆に放射線障害を及ぼさないものであること。

第14条|外部電源を喪失した場合の対策設備等

試験研究用等原子炉施設には、必要に応じ、外部電源が喪失した場合において原子炉停止系統に係る設備を動作させるために必要な発電設備その他の非常用電源設備を設けなければならない。

【2】試験研究用等原子炉施設には、必要に応じ、全交流動力電源喪失時に試験研究用等原子炉を安全に停止し、又は、試験研究用等原子炉の停止後の温度、水位その他の試験研究用等原子炉施設の状態を示す事項(以下「パラメータ」という。)を監視する設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の非常用電源設備を設けなければならない。

第15条|炉心等

試験研究用等原子炉施設は、原子炉固有の出力抑制特性を有するものでなければならない。ただし、臨界実験装置に係る試験研究用等原子炉施設であって当該試験研究用等原子炉施設の安全を確保する上で支障がないものは、この限りでない。

【2】試験研究用等原子炉施設は、試験研究用等原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。

【3】炉心は、通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に試験研究用等原子炉の運転に支障が生ずる場合において、原子炉停止系統、反応度制御系統、計測制御系統及び安全保護回路の機能と併せて機能することにより燃料の許容設計限界を超えないものでなければならない。

【4】燃料体、減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、試験研究用等原子炉を安全に停止できるものでなければならない。

【5】燃料体は、次に掲げるものでなければならない。

1 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における試験研究用等原子炉内の圧力、自重、附加荷重その他の燃料体に加わる負荷に耐えるものとすること。

2 輸送中又は取扱中において、著しい変形を生じないものとすること。

第16条|燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下この条において「燃料体等」と総称する。)の取扱施設を設けなければならない。

1 燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。

2 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

3 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

4 使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

5 燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものとすること。

【2】試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料体等の貯蔵施設を設けなければならない。

1 燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。

イ 燃料体等を貯蔵することができる容量を有するものとすること。

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