法令・基準(国内原子力発電所)

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(原子炉等規制法)

第62条の3

第62条の3(主務大臣等への報告)
 原子力事業者等(核原料物質使用者を含む。以下この条において同じ。)は、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設若しくは廃棄物管理施設、使用施設等又は核原料物質の使用に係る施設(以下この条において「製錬施設等」という。)に関し人の障害が発生した事故(人の障害が発生するおそれのある事故を含む。)、製錬施設等の故障その他の主務省令(次の各号に掲げる原子力事業者等の区分に応じ、当該各号に定める大臣又は委員会(以下この条において「主務大臣」という。)の発する命令(第59条第5項の規定による届出をした場合については、内閣府令)をいう。以下この条において同じ。)で定める事象が生じたときは、主務省令で定めるところにより、遅滞なく、事象の状況その他の主務省令で定める事項を主務大臣(同項の規定による届出をした場合については、都道府県公安委員会)に報告しなければならない。
一 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者(旧精錬事業者等、旧加工事業者等、旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。) 原子力規制委員会(第59条第1項に規定する運搬に係る場合にあつては原子力規制委員会及び国土交通大臣、船舶又は航空機による運搬に係る場合にあつては国土交通大臣)
二 核原料物質使用者 原子力規制委員会

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(実用炉規則)

第百三十四条(事故故障等の報告)

 法第六十二条の三の規定により、発電用原子炉設置者(旧原子炉設置者等を含む。以下次条及び第百三十六条において同じ。) は、次の各号のいずれかに該当するときは、その旨を直ちに、その状況及びそれに対する処置を十日以内に原子力規制委員会に報告しなければならない。
一 核燃料物質の盗取又は所在不明が生じたとき。
二 発電用原子炉の運転中において、発電用原子炉施設の故障により、発電用原子炉の運転が停止したとき若しくは発電用原子炉の運転を停止することが必要となったとき又は五パーセントを超える発電用原子炉の出力変化が生じたとき若しくは発電用原子炉の出力変化が必要となったとき。ただし、次のいずれかに該当するときであって、当該故障の状況について、発電用原子炉設置者の公表があったときを除く。
 イ 施設定期検査の期間であるとき(当該故障に係る設備が発電用原子炉の運転停止中において、機能及び作動の状況を確認することができないものに限る。)。
 ロ 運転上の制限を逸脱せず、かつ、当該故障に関して変化が認められないときであって、発電用原子炉設置者が当該故障に係る設備の点検を行うとき。
 ハ 運転上の制限に従い出力変化が必要となったとき。
三 発電用原子炉設置者が、安全上重要な機器等又は構造等基準第二条第二項第三十五号に規定する重大事故対処設備(同項第三十八号に規定する常設設備に限る。) の点検を行った場合において、当該安全上重要な機器等が規則第十七条若しくは第十八条に定める基準に適合していないと認められたとき若しくは当該重大事故対処設備が規則第五十四条若しくは第七十四条において準用する第十八条第一項に定める基準に適合していないと認められたとき又は原子炉施設の安全を確保するために必要な機能を有していないと認められたとき。
四 火災により安全上重要な機器等又は前号の重大事故対処設備の故障があったとき。ただし、当該故障が消火又は延焼の防止の措置によるときを除く。
五 前三号のほか、発電用原子炉施設の故障(発電用原子炉の運転に及ぼす支障が軽微なものを除く。)により、運転上の制限を逸脱したとき、又は運転上の制限を逸脱した場合であって、当該逸脱に係る保安規定で定める措置が講じられなかったとき。
六 発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、気体状の放射性廃棄物の排気施設による排出の状況に異状が認められたとき又は液体状の放射性廃棄物の排水施設による排出の状況に異状が認められたとき。
七 気体状の放射性廃棄物を排気施設によって排出した場合において、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が第九十条第四号の濃度限度を超えたとき。
八 液体状の放射性廃棄物を排水施設によって排出した場合において、周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が第九十条第七号の濃度限度を超えたとき。
九 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物(以下この項において「核燃料物質等」という。)が管理区域外で漏えいしたとき。
十 発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等が管理区域内で漏えいしたとき。ただし、次のいずれかに該当するとき( 漏えいに係る場所について人の立入制限、かぎの管理等の措置を新たに講じたとき又は漏えいした物が管理区域外に広がったときを除く。)を除く。
 イ 漏えいした液体状の核燃料物質等が当該漏えいに係る設備の周辺部に設置された漏えいの拡大を防止するための堰の外に拡大しなかったとき。
 ロ 気体状の核燃料物質等が漏えいした場合において、漏えいした場所に係る換気設備の機能が適正に維持されているとき。
 ハ 漏えいした核燃料物質等の放射能量が微量のときその他漏えいの程度が軽微なとき。
十一 発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、管理区域に立ち入る者について被ばくがあったときであつて、当該被ばくに係る実効線量が放射線業務従事者にあっては五ミリシーベルト、放射線業務従事者以外の者にあっては〇・五ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき。
十二 放射線業務従事者について第七十九条第一項第一号の線量限度を超え、又は超えるおそれのある被ばくがあったとき。
十三 挿入若しくは引抜きの操作を現に行っていない制御棒が当初の管理位置( 保安規定に基づいて発電用原子炉設置者が定めた制御棒の操作に係る文書において、制御棒を管理するために一定の間隔に基づいて設定し、表示することとされている制御棒の位置をいう。以下同じ。)から他の管理位置に移動し、若しくは当該他の管理位置を通過して動作したとき又は全挿入位置(管理位置のうち制御棒が最大限に挿入されることとなる管理位置をいう。以下同じ。)にある制御棒であって挿入若しくは引抜きの操作を現に行っていないものが全挿入位置を超えて更に挿入される方向に動作したとき。ただし、燃料が炉心に装荷されていないときを除く。
十四 前各号のほか、発電用原子炉施設に関し人の障害(放射線障害以外の障害であって入院治療を必要としないものを除く。)が発生し、又は発生するおそれがあるとき。

東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則

第十八条(事故故障等の報告)

第十八条法第六十二条の三の規定により、原子炉設置者(旧原子炉設置者等を含む。)は、次の各号のいずれかに該当する場合は、その旨を直ちに、その状況及びそれに対する処置を十日以内に原子力規制委員会に報告しなければならない。
一 核燃料物質の盗取又は所在不明が生じたとき。
二 核燃料物質(五号炉及び六号炉に係るものを除く。)が臨界に達し又は達するおそれがあるとき。
三 原子炉設置者が、原子炉施設のうち実施計画に定められたものの点検を行った場合において、原子炉施設の安全を確保するために必要な機能を有していないと認められたとき。
四 原子炉設置者が、安全上重要な機器等(一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉に係るもの並びに前号で定めるものを除く。)の点検を行った場合において、当該安全上重要な機器等が発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令(昭和四十年通商産業省令第六十二号)第九条若しくは第九条の二に定める基準に適合していないと認められたとき又は原子炉施設の安全を確保するために必要な機能を有していないと認められたとき。
五 火災により原子炉施設のうち実施計画に定められたもの又は安全上重要な機器等(一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉並びに原子炉施設のうち実施計画で定められたものを除く。)の故障があったとき。
ただし、当該故障が消火又は延焼の防止の措置によるときを除く。
六 前三号のほか、原子炉施設の故障(原子炉施設の運転に及ぼす支障が軽微なものを除く。)により、運転上の制限を逸脱したとき、又は運転上の制限を逸脱した場合であって、当該逸脱に係る実施計画で定める措置が講じられなかったとき。
七 原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、気体状の放射性廃棄物の実施計画に定められた方法による排出の状況に異状が認められたとき又は液体状の放射性廃棄物の排水施設による排出の状況に異状が認められたとき。
八 気体状の放射性廃棄物(五号炉及び六号炉に係るものを除く。)を排出した場合において、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が第十六条第四号の濃度限度を超えたとき。
九 気体状の放射性廃棄物(前号に規定するものを除く。)を排気施設によって排出した場合において、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が第十六条第四号の濃度限度を超えたとき。
十 液体状の放射性廃棄物を排水施設によって排出した場合において、周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が第十六条第七号の濃度限度を超えたとき。
十一 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物(以下この項において「核燃料物質等」という。)が管理区域外で漏えいしたとき。
十二 原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等(気体状のものを除く。)が管理区域内で漏えいしたとき。ただし、漏えいした液体状の核燃料物質等が当該漏えいに係る設備の周辺部に設置された漏えいの拡大を防止するための堰の外に拡大しなかった場合であって、漏えいした核燃料物質等の放射能量が微量のときその他漏えいの程度が軽微なとき(漏えいに係る場所について人の立入制限、鍵の管理等の措置を新たに講じたとき又は漏えいした物が管理区域外に広がったときを除く。)を除く。
十三 原子炉施設(一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉並びにこれらの附属施設を除く。)の故障その他の不測の事態が生じたことにより、気体状の核燃料物質等が管理区域内で漏えいしたとき。ただし、次のいずれかに該当するとき(漏えいに係る場所について人の立入制限、鍵の管理等の措置を新たに講じたとき又は漏えいした物が管理区域外に広がったときを除く。)を除く。
 イ 気体状の核燃料物質等が漏えいした場合において、漏えいした場所に係る換気設備の機能が適正に維持されているとき。
 ロ 漏えいした核燃料物質等の放射能量が微量のときその他漏えいの程度が軽微なとき。
十四 原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、管理区域に立ち入る者について被ばくがあったときであって、当該被ばくに係る実効線量が放射線業務従事者にあっては五ミリシーベルト、放射線業務従事者以外の者にあっては〇・五ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき。
十五 放射線業務従事者について第十条第一項第一号の線量限度を超え、又は超えるおそれのある被ばくがあったとき。
十六 挿入若しくは引抜きの操作を現に行っていない制御棒(一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉に係るものを除く。)が当初の管理位置(実施計画に基づいて原子炉設置者が定めた制御棒の操作に係る文書において、制御棒を管理するために一定の間隔に基づいて設定し、表示することとされている制御棒の位置をいう。以下同じ。)から他の管理位置に移動し、若しくは当該他の管理位置を通過して動作したとき又は全挿入位置(管理位置のうち制御棒が最大限に挿入されることとなる管理位置をいう。以下同じ。)にある制御棒であって挿入若しくは引抜きの操作を現に行っていないもの(一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉に係るものを除く。)が全挿入位置を超えて更に挿入される方向に動作したとき。ただし、燃料が炉心に装荷されていないときを除く。
十七 前各号のほか、原子炉施設に関し人の障害(放射線障害以外の障害であって入院治療を必要としないものを除く。)が発生し、又は発生するおそれがあるとき。

電気事業法(電事法)

第106条(報告の徴収)

 主務大臣は、第三十九条、第四十条、第四十七条、第四十九条から第五十二条まで、第五十四条及び第五十五条の規定の施行に必要な限度において、政令で定めるところにより、原子力を原動力とする発電用の電気工作物(以下「原子力発電工作物」という。)を設置する者に対し、その原子力発電工作物の保安に係る業務の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。
2  主務大臣は、前項の規定によるもののほか、同項の規定により原子力発電工作物を設置する者に対し報告又は資料の提出をさせた場合において、原子力発電工作物の保安を確保するため特に必要があると認めるときは、第三十九条、第四十条、第四十七条、第四十九条から第五十二条まで、第五十四条及び第五十五条の規定の施行に必要な限度において、当該原子力発電工作物の保守点検を行つた事業者に対し、必要な事項の報告又は資料の提出をさせることができる。
3  経済産業大臣は、第一項の規定によるもののほか、この法律の施行に必要な限度において、政令で定めるところにより、電気事業者に対し、その業務又は経理の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。
4  経済産業大臣は、第一項の規定によるもののほか、この法律の施行に必要な限度において、政令で定めるところにより、自家用電気工作物を設置する者又は登録調査機関に対し、その業務の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。
5  主務大臣は、この法律の施行に必要な限度において、機構に対し、その業務の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。
6  経済産業大臣は、この法律の施行に必要な限度において、登録安全管理審査機関に対し、その業務又は経理の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。
7  経済産業大臣は、この法律の施行に必要な限度において、指定試験機関又は支援機関に対し、その業務又は経理の状況に関し報告又は資料の提出をさせることができる。

原子力発電工作物に係る電気関係報告規則

第3条(事故報告)

 原子力発電工作物を設置する者は、その原子力発電工作物に関して、次に掲げる事故が発生したときは、経済産業大臣及び原子力規制委員会に報告しなければならない。ただし、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則 (昭和五十三年通商産業省令第七十七号)第十九条の十七 又は研究開発段階にある発電の用に供する原子炉の設置、運転等に関する規則 (平成十二年総理府令第百二十二号)第四十三条の十四 の規定による報告をしたときは、第一号、第二号又は第四号に掲げる事故のうち、その報告をした事故に係るものについては、報告することを要しない。
一  感電又は原子力発電工作物の破損事故若しくは誤操作若しくは原子力発電工作物を操作しないことにより人が死傷した事故(死亡又は病院若しくは診療所に治療のため入院した場合に限る。)
二  電気火災事故(工作物にあっては、その半焼以上の場合に限る。ただし、前号及び次号から第五号までに掲げるものを除く。)
三  原子力発電工作物の破損事故又は誤操作若しくは原子力発電工作物を操作しないことにより、公共の財産に被害を与え、道路、公園、学校その他の公共の用に供する施設若しくは工作物の使用を不可能にさせた事故又は社会的に影響を及ぼした事故(前二号に掲げるものを除く。)
四  主要原子力発電工作物の破損事故(前三号及び次号に掲げるものを除く。)
五  原子力発電工作物の破損事故又は誤操作若しくは原子力発電工作物を操作しないことにより他の電気事業者に、供給支障電力が七千キロワット以上七万キロワット未満の供給支障を発生させた事故であって、供給支障時間が一時間以上のもの、又は供給支障電力が七万キロワット以上の供給支障を発生させた事故であって、供給支障時間が十分以上のもの
2  前項の規定による報告は、事故の発生を知った時から四十八時間以内可能な限り速やかに事故の発生の日時及び場所、事故が発生した原子力発電工作物並びに事故の概要について、電話等の方法により行うとともに、事故の発生を知った日から起算して三十日以内に様式第二の報告書を提出して行わなければならない。

安全上重要な機器等を定める告示(経済産業省告示327号)

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(昭和五十三年通商産業省令第七十七号)第二十四条第二項第三号の規定に基づき、安全上重要な機器等を定める告示を次のように定め、平成十五年十月一日から施行する。

平成十五年九月二十二日    経済産業大臣 平沼 赳夫

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第二十四条第二項第三号の経済産業大臣の定める機器及び構造物は、次表の上欄に掲げる型式及び設備に応じて、同表の下欄に掲げる機器及び構造物とする。

型式及び設備 機器及び構造物
一 沸騰水型原子炉  
(一)原子炉冷却材圧力バウンダリ機能  
1 原子炉冷却材再循環設備
  1. 原子炉再循環ポンプ、原子炉再循環ポンプ入口弁、原子炉再循環ポンプ出口弁、原子炉再循環配管
2 原子炉圧力容器
  1. 原子炉圧力容器本体(ベントノズル、上蓋スプレイノズル、給水ノズル、主蒸気出口ノズル、炉心スプレイノズル、低圧注水ノズル、再循環水入口ノズル、再循環水出口ノズル、ジェットポンプ計装ノズル、圧力容器上蓋、フランジ、スタッドボルト、水位計装ノズル、ヘッドスプレイノズルを含む。)
3 原子炉圧力容器支持構造物
  1. 原子炉圧力容器支持構造物
4 原子炉圧力容器付属構造物
  1. 原子炉圧力容器付属構造物
5 原子炉冷却材の循環設備
  1. 主蒸気流量制限器、主蒸気隔離弁、主蒸気管、復水給水管、主蒸気逃がし安全弁、配管及び弁(圧力バウンダリとなる範囲に限る)
6 原子炉冷却材浄化設備
  1. 原子炉冷却材再循環設備からの冷却材取出管の原子炉一次格納容器隔離弁、原子炉冷却材浄化設備の管及び弁(圧力バウンダリとなる範囲に限る)
7 原子炉冷却材補給設備
  1. 原子炉隔離時冷却系タービン駆動蒸気管の原子炉一次格納容器隔離弁、原子炉隔離時冷却系タービン駆動蒸気管
8 残留熱除去設備備
  1. 停止時冷却モードの原子炉一次格納容器隔離弁、非常用復水器系の原子炉一次格納容器隔離弁、停止時冷却モードの管、非常用復水器系配管
9 非常用炉心冷却設備
  1. 高圧炉心スプレイ系の管、高圧炉心スプレイ系の原子炉一次格納容器隔離弁、低圧炉心スプレイ系の管、低圧炉心スプレイ系の原子炉一次格納容器隔離弁、残留熱除去系低圧注水モードの管、残留熱除去系低圧注水モードの隔離弁
10 計測制御系統設備
  1. 制御棒駆動機構、ホウ酸水注入設備の主要弁・主配管(改良型沸騰水型原子炉の一部−異常の発生防止の機能を有するもの(クラス1)に限る)
(二)過剰反応度の印加防止機能  
1 制御棒カップリング
  1. 制御棒カップリング
2 計測制御系統設備
  1. 制御棒駆動機構、制御棒
(三)炉心形状の維持機能  
1 炉心支持構造物
  1. 炉心支持構造物
2 燃料集合体
  1. 燃料集合体(上部タイプレート、下部タイプレート、スペーサ)、チャンネルボックス
(四)原子炉の緊急停止機能  
1 原子炉停止設備(制御棒駆動系に限る)
  1. 制御棒駆動機構、制御棒、制御棒案内管、水圧制御ユニット(スクラム弁、スクラムパイロット弁、アキュームレータ、窒素容器、配管、弁)、制御棒位置制御、配管
(五)未臨界維持機能  
1 原子炉停止設備(制御棒による系に限る)
  1. 制御棒、制御棒カップリング、制御棒駆動機構カップリング、制御棒駆動機構、制御棒位置制御、制御棒駆動機構ハウジング
2 同(ホウ酸水注入系に限る)
  1. ホウ酸水注入ポンプ、ホウ酸水貯蔵タンク、ホウ酸水(組成、貯蔵量)、注入弁、タンク出口弁、差圧検出・ホウ酸水注入配管及び弁、ポンプ吸込配管及び弁
(六)原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能  
1 原子炉冷却材の循環設備
  1. 主蒸気逃がし安全弁(安全弁開機能に限る)
(七)原子炉停止後の除熱機能  
1 原子炉圧力容器内部構造物
  1. 原子炉圧力容器内部構造物
2 原子炉冷却材の循環設備
  1. 主蒸気逃がし安全弁機能用アキュームレータ、主蒸気逃がし安全弁、主蒸気逃がし安全弁排気管
3 残留熱除去設備
  1. 熱交換器(残留熱除去設備熱交換器、非常用復水器)、残留熱除去設備ポンプ、熱交換器バイパス配管及び弁、ポンプミニマムフローラインの配管・弁、原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁、非常用復水器系配管
4 原子炉冷却材補給設備
  1. 原子炉隔離時冷却系ポンプ、サプレッションプール、サプレッションプールから注水先までの配管及び弁、原子炉隔離時冷却系タービン、原子炉隔離時冷却系タービンへの蒸気供給配管及び弁、ポンプミニマムフローラインの配管・弁、サプレッションプールストレーナ、復水貯蔵槽(復水貯蔵タンク)、復水貯蔵槽出口水源切替弁、ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管及び弁
5 非常用炉心冷却設備
  1. 高圧炉心スプレイ系ポンプ、サプレッションプール、高圧炉心スプレイ設備・低圧炉心スプレイ設備・残留熱除去設備低圧注水モードの管及び弁(サプレッションプールから注入先までの配管及び弁に限る。)、注入ヘッダ、ポンプミニマムフローラインの配管・弁、サプレッションプールストレーナ、復水貯蔵槽、復水貯蔵槽出口水源切替弁、ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管及び弁
6 主蒸気逃がし安全弁(手動逃がし機能に限る)
  1. 主蒸気逃がし安全弁、原子炉圧力容器から主蒸気逃がし安全弁までの主蒸気配管、駆動用窒素源(アキュームレータ、アキュームレータから主蒸気逃がし安全弁までの配管及び弁に限る)
7 自動減圧系(手動逃がし機能に限る)の設備
  1. 主蒸気逃がし安全弁、原子炉圧力容器から主蒸気逃がし安全弁までの主蒸気配管、駆動用窒素源(アキュームレータ、アキュームレータから主蒸気逃がし安全弁までの配管及び弁に限る)
(八)炉心冷却機能  
1 原子炉圧力容器内部構造物
  1. 原子炉圧力容器内部構造物
2 原子炉冷却材の循環設備
  1. 主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュームレータ、主蒸気逃がし安全弁排気管
3 非常用炉心冷却設備(低圧注水モードに限る)
  1. ポンプ、サプレッションプール、サプレッションプールから注水先までの配管及び弁(熱交換器バイパスライン含む)、注入ヘッダ、ポンプミニマムフローライン配管及び弁、サプレッションプールストレーナ
4 同(低圧炉心スプレイ設備に限る)
  1. ポンプ、サプレッションプール、サプレッションプールから注入先までの配管及び弁、スプレイスパージャ、ポンプミニマムフローライン配管及び弁、サプレッションプールストレーナ
5 同(原子炉隔離時冷却設備に限る)
  1. ポンプ、サプレッションプール、サプレッションプールから注入先までの配管及び弁、原子炉隔離時冷却系タービン、原子炉隔離時冷却系タービンへの蒸気供給配管・弁、ポンプミニマムフローライン配管及び弁、サプレッションプールストレーナ、復水貯蔵槽、復水貯蔵槽出口水源切替弁、ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管・弁
6 同(高圧炉心注水設備又は高圧炉心スプレイ設備に限る)
  1. ポンプ、サプレッションプール、サプレッションプールから注水先までの配管及び弁、注水ヘッダ又はスプレイスパージャ、ポンプミニマムフローライン配管及び弁、サプレッシンプールストレーナ、復水貯蔵槽、復水貯蔵槽出口水源切替弁、ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管・弁
7 同(自動減圧設備に限る)
  1. 主蒸気逃がし安全弁、原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管、駆動用窒素源(アキュームレータ、アキュームレータから逃がし安全弁までの配管・弁に限る)
(九)放射性物質の閉じ込め機能、放射線の遮へい及び放出低減機能  
1 原子炉格納容器
  1. 原子炉格納容器本体(ドライウエル、サプレッションチェンバ)、原子炉格納容器貫通部(配管及び電気配線)、機器搬出入口、所員用エアロック、座部鉄筋コンクリートマット、格納容器スプレイ管、真空破壊装置、ベント管付き真空破壊弁、逃がし安全弁排気管のクエンチャ、ダイヤフラムフロア、ベント管、ベントヘッダ、ダウンカマ、原子炉格納容器隔離弁、原子炉格納容器バウンダリ配管・弁
2 原子炉建屋
  1. 原子炉建屋原子炉棟(機器搬出入口、所員用エアロック、貫通部)、原子炉建屋常用換気空調系隔離弁、原子炉建屋基礎スラブ
3 原子炉格納容器隔離弁及び格納容器圧力バウンダリ配管
  1. 主蒸気隔離弁駆動用空気又は窒素源(アキュームレータ、アキュームレータから主蒸気隔離弁までの配管・弁)
4 原子炉圧力容器付属構造物
  1. 原子炉圧力容器付属構造物
5 原子炉冷却材の循環設備
  1. 主蒸気隔離弁、主蒸気管、復水給水管、主蒸気流量制限器
6 残留熱除去設備(原子炉格納容器スプレイ冷却モードに限る)
  1. ポンプ、熱交換器、サプレッションプール、サプレッションプールからスプレイ先(ドライウエル及びサプレッションプール気層部)までの配管・弁、スプレイヘッダ(ドライウエル及びサプレッションプール)、ポンプミニマムフローライン配管・弁、サプレッションプールストレーナ、停止時冷却モードの原子炉一次格納容器隔離弁、非常用復水器系の原子炉一次格納容器隔離弁、停止時冷却モードの管、非常用復水器系配管、残留熱除去設備ポンプ室冷却機(間接関連系−異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス2)に限る)
7 非常用炉心冷却設備
  1. 主要弁(高圧・低圧炉心スプレイ系の原子炉一次格納容器隔離弁、残留熱除去設備低圧注水モードの原子炉一次格納容器隔離弁)、主配管(高圧・低圧炉心スプレイ系の管、残留熱除系低圧注水モードの管)、非常用炉心冷却設備ポンプ室冷却機(間接関連系−異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス2)に限る)
8 非常用ガス処理設備
  1. 乾燥装置、排風機、フィルタ装置、原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管・弁、排気筒(非常用ガス処理系排気管までの支持機能に限る)
9 圧力低減設備その他の安全設備(可燃性ガス濃度制御設備に限る)
  1. 再結合器、ブロア、加熱器、冷却器、容器、蒸発器、加湿器、配管・弁(原子炉格納容器から再結合装置までの配管・弁、再結合装置から格納容器までの配管・弁、残留熱除去設備のうち再結合装置へ冷却水を供給する部分の配管・弁に限る)
10 同(原子炉格納容器換気空調設備に限る)
  1. 原子炉一次格納容器から隔離弁までの配管及び弁
11 原子炉冷却材浄化設備
  1. 原子炉冷却材再循環系からの冷却材取出管の原子炉一次格納容器隔離弁、冷却材浄化設備の管
12 原子炉冷却材補給設備
  1. 主要弁(原子炉隔離時冷却系の管の原子炉一次格納容器隔離弁、タービン駆動蒸気管の原子炉一次格納容器隔離弁)、タービン駆動蒸気管
13 生体遮へい装置
  1. 原子炉一次・二次遮へい壁
14 気体、液体又は固体廃棄物処理施設
  1. 主配管(格納容器貫通配管に限る)、主要弁(液体廃棄物処理系の格納容器隔離弁に限る)
(十)安全上特に重要な関連機能  
1 非常用所内電源設備
  1. ディーゼル機関、発電機、発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路、燃料系、燃料輸送系、始動用空気系、吸気系、冷却水系、軽油タンク
2 換気設備(中央制御室換気空調設備に限る)
  1. 中央制御室送風機、中央制御室排風機、中央制御室再循環送風機、中央制御室再循環フィルタ、中央制御室空気調和機(送風機を除く)、主配管、主要弁
3 原子炉補機冷却設備
  1. 原子炉補機冷却設備
  • 原子炉補機冷却水系(高圧炉心スプレイディーゼル補機冷却水設備含む)
  • ポンプ、熱交換器、非常用系負荷冷却ライン配管及び弁(異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス1)関連に限る)、サージタンク
  • 原子炉補機冷却海水系(高圧炉心スプレイディーゼル補機冷却海水設備含む)
  • ポンプ、配管及び弁(ポンプから原子炉補機冷却水設備熱交換器までに限る。)、ストレーナ、取水路(屋外トレンチを含む)
4 残留熱除去設備
  1. 残留熱除去機器冷却系ポンプ、残留熱除去機器冷却系熱交換器、残留熱除去機器冷却系海水ストレーナ、残留熱除去機器冷却系海水ポンプ、残留熱除去設備熱交換器への冷却水供給管、冷却海水の管
5 生体遮へい装置
  1. 中央制御室遮へい
(十一)原子炉冷却材を内蔵する機能(ただし、原子炉冷却材圧力バウンダリから除外されている計装等の小口径等のもの及びバウンダリに直接接続されていないものは除く)  
1 原子炉冷却材浄化設備(原子炉冷却材圧力バウンダリーから外れる部分に限る)
  1. 原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器、原子炉冷却器浄化設備非再生熱交換器、原子炉冷却材浄化設備ポンプ、原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩器、原子炉冷却材浄化設備の管及び弁
2 主蒸気設備
  1. 主蒸気ライン(主蒸気隔離弁(外側)下流からタービン主塞止弁までに限る)
3 原子炉隔離時冷却設備
  1. タービン蒸気供給ライン(原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁までに限る)
(十二)原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって放射性物質を貯蔵する機能  
1 気体廃棄物処理設備
  1. 活性炭式希ガスホールドアップ装置
2 燃料取扱設備
  1. 使用済燃料輸送用容器
3 使用済燃料貯蔵設備
  1. 使用済燃料貯蔵ラック、使用済燃料プール、制御棒・破損燃料貯蔵ラック、使用済燃料貯蔵用容器
4 新燃料貯蔵設備
  1. 減速材流入防止堰又は新燃料貯蔵ラック
(十三)燃料を安全に取り扱う機能  
1 燃料取扱設備
  1. 原子炉ウエル、燃料交換機、原子炉建屋クレーン
2 使用済燃料貯蔵設備
  1. キャスクピット
(十四)安全弁及び逃し弁の吹き止まり機能  
1 逃がし安全弁(吹止り機能に関連する部分に限る)
  1. 主蒸気逃がし安全弁(吹止り機能に関連する部分に限る)
(十五)燃料プール水の補給機能  
1 非常用補給水設備(残留熱除去設備に限る)
  1. ポンプ、ポンプミニマムフローラインの配管・弁、サプレッションプール、サプレッションプールから燃料プールまでの配管及び弁、サプレッションプールストレーナ
(十六)放射性物質放出の防止機能  
1 気体廃棄物処理設備
  1. 気体廃棄物処理設備を隔離できる弁、排気筒(非常用ガス処理設備排気管の支持機能以外の部分に限る)
2 燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する設備
  1. 燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁、原子炉建屋原子炉棟、非常用ガス処理設備(「放射性物質の閉じ込め機能、放射線の遮へい及び放出低減機能」と同一範囲に限る)
二 加圧水型原子炉  
(一)原子炉冷却材圧力バウンダリ機能  
1 原子炉容器
  1. 原子炉容器本体(胴(フランジ、下鏡、原子炉圧力容器入口ノズル、原子炉出口ノズル、ノズルセーフエンド、トランジッションリング)、上部蓋(上鏡)、スタッドボルトを含む)
2 原子炉容器支持構造物
  1. 原子炉容器支持構造物
3 原子炉容器付属構造物
  1. 原子炉容器付属構造物
4 一次冷却材の循環設備
  1. 蒸気発生器、一次冷却材ポンプ、加圧器、加圧器ヒータ(圧力バウンダリの範囲に限る。)、加圧器安全弁及び加圧器逃がし弁、加圧器逃がし弁元弁、加圧器スプレイ弁、一次冷却材管、加圧器サージ管、加圧器スプレイ管
5 余熱除去設備、非常用炉心冷却設備及び化学体積制御設備
  1. 配管及び弁(圧力バウンダリの範囲に限る)
(二)過剰反応度の印加防止機能  
1 計測制御系統設備
  1. 制御棒駆動装置、制御棒駆動装置圧力ハウジング
(三)炉心形状の維持機能  
1 炉心支持構造物
  1. 炉心支持構造物
2 燃料集合体
  1. 燃料集合体
(四)原子炉の緊急停止機能  
1 原子炉停止設備(制御棒駆動系に限る)
  1. 制御棒、制御棒クラスタ案内管、制御棒駆動装置、燃料集合体の制御棒案内シンブル
2 原子炉容器内部構造物
  1. 原子炉容器内部構造物
(五)未臨界維持機能  
1 原子炉停止設備(制御棒駆動系に限る)
  1. 制御棒、制御棒駆動装置、制御棒駆動装置圧力ハウジング
2 同(化学体積制御設備のうちホウ酸注入系に限る)
  1. ホウ酸(組成、貯蔵量)、充てんポンプ、ホウ酸ポンプ、ホウ酸タンク、ホウ酸フィルタ、再生熱交換器、配管及び弁(ホウ酸タンクからホウ酸ポンプ、再生熱交換器から一次冷却系に限る。)、ポンプミニマムフローライン配管・弁
3 同(非常用炉心冷却設備のうちホウ酸注入系に限る)
  1. 燃料取替用水ピット、高圧注入ポンプ、ホウ酸注入タンク、配管及び弁(燃料取替ピットから高圧注入ポンプを経て一次冷却系低温側に限る)、ポンプミニマムフローライン配管・弁
(六)原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能  
1 一次冷却材の循環設備
  1. 加圧器安全弁
(七)原子炉停止後の除熱機能  
1 一次冷却材の循環設備
  1. 蒸気発生器
2 余熱除去設備
  1. 余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器、配管及び弁(余熱除去運転モードのルートとなる範囲に限る)、ポンプミニマムフローライン配管・弁
3 補助給水設備
  1. 電動補助給水ポンプ、タービン駆動補助給水ポンプ、復水タンク(ピットを含む)、配管及び弁(復水ピットから補助給水ポンプを経て主給水配管との合流部までの範囲に限る)、タービンへの蒸気供給配管、弁、ポンプミニマムフローライン配管・弁
4 主蒸気設備
  1. 蒸気発生器、主蒸気隔離弁、主蒸気安全弁、主蒸気逃がし弁(手動逃がし機能に限る)、配管及び弁(蒸気発生器から主蒸気隔離弁の範囲に限る)
5 主給水設備
  1. 蒸気発生器、主給水隔離弁、配管及び弁(蒸気発生器から主給水隔離弁の範囲に限る)、復水タンク(ピットを含む)
(八)炉心冷却機能  
1 非常用炉心冷却設備(低圧注入系に限る)
  1. 余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器、燃料取替用水タンク(ピットを含む)、格納容器再循環サンプ、配管及び弁(燃料取替用水ピット及び格納容器再循環サンプから余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器を経て一次冷却系までの範囲に限る)、ポンプミニマムフローライン配管・弁
2 同(高圧注入系に限る)
  1. 燃料取替用水タンク(ピットを含む)、高圧注入ポンプ、配管及び弁(燃料取替用水ピット及び格納容器再循環サンプから高圧注入ポンプを経て一次冷却系までの範囲に限る)、格納容器再循環サンプ及びポンプミニマムフローライン配管・弁
3 同(蓄圧注入系に限る)
  1. 蓄圧タンク、配管及び弁(蓄圧タンクから一次冷却系低温側配管合流部までの範囲に限る)
(九)放射性物質の閉じ込め機能、放射線の遮へい及び放出低減機能  
1 原子炉格納容器
  1. 原子炉格納容器本体(プレストレスト・コンクリート製格納容器は鋼製ライニングとしてのライナープレートを含む)、原子炉格納容器貫通部(配管貫通部(伸縮、固定式を含む)、電気配線貫通部を含む)、機器搬入口(ハッチを含む)、アニュラス、原子炉格納容器エアロック(通常用、非常用を含む)
2 格納容器スプレイ設備
  1. 燃料取替用水タンク(ピットを含む)、格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器、ヨウ素除去薬品タンク、pH調整剤貯蔵タンク、スプレイエダクタ、スプレイリング、スプレイノズル、配管及び弁(燃料取替用水ピット及び再循環サンプから格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器を経てスプレイリングヘッダまでの範囲、ヨウ素除去薬品タンクからスプレイエダクタを経て格納容器スプレイ配管までの範囲に限る)
3 アニュラス空気浄化設備
  1. アニュラス空気浄化フィルタユニット、アニュラス空気浄化ファン、ダクト及びダンパ、原子炉格納容器排気筒
4 安全補機室空気浄化設備
  1. 安全補機室空気浄化フィルタユニット、安全補機室空気浄化ファン、原子炉格納容器排気筒
5 遮へい設備(生体遮へい装置に限る)
  1. 外部遮へい壁
6 二次格納施設
  1. 二次格納施設
  • プレストレスト・コンクリート製格納容器
  • アニュラス区画構造物
  • 鋼製格納容器
  • 外周コンクリート壁(外部遮へいを含む)、アニュラスシール
7 真空逃がし装置
  1. 主要弁(真空逃がし弁、格納容器隔離弁)、主配管(格納容器バウンダリ配管に限る)
8 圧力逃がし装置
  1. 配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管に限る)
9 余熱除去設備
  1. 配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管に限る)
10 換気設備
  1. 配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管に限る)
11 非常用炉心冷却設備
  1. 燃料取替用水タンク(ピットを含む)、配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管含む)
12 化学体積制御設備
  1. 配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管に限る)
13 原子炉補機冷却設備
  1. 配管及び弁(格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管に限る)
14 主蒸気・主給水設備
  1. 主蒸気安全弁、主蒸気隔離弁、主給水隔離弁、主蒸気管・主給水管(格納容器バウンダリ配管に限る)
15 生体遮へい装置
  1. 外部遮へい
16 液体廃棄物処理設備
  1. 主要弁(格納容器隔離弁に限る)、主配管(格納容器バウンダリ配管に限る)
(十)安全上特に重要な関連機能  
1 非常用所内電源系設備
  1. 非常用ディーゼル機関、非常用発電機、発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路、燃料系、吸気系、始動用空気系(始動用空気だめからディーゼル機関までの範囲に限る)、冷却水系
2 原子炉補機冷却水設備
  1. 原子炉補機冷却水ポンプ、原子炉補機冷却水冷却器、配管及び弁(異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス1)関連補機への冷却水ラインの範囲に限る)、原子炉補機冷却水サージタンク
3 原子炉補機冷却海水設備
  1. 海水ポンプ、ろ過装置(海水ストレーナに限る)、原子炉補機冷却水冷却器、配管及び弁(異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス1)関連補機への海水供給ラインの範囲に限る)、取水路(屋外トレンチを含む)
4 制御用空気設備
  1. 制御用空気圧縮装置、制御用空気乾燥機、制御用空気だめ、配管及び弁(異常の影響緩和の機能を有するもの(クラス1)関連補機への制御用空気供給ラインの範囲に限る)
5 換気設備(補助建屋換気空調設備に限る)
  1. 換気設備(補助建屋換気空調設備に限る)
  • 中央制御室空調装置
  • 中央制御室空調ユニット、中央制御室空調ファン、中央制御室循環ファン、中央制御室非常用循環フィルタユニット、中央制御室非常用循環ファン
  • 空調用冷却水設備
  • 空調用冷凍機(直接関連系に限る)、空調用冷水ポンプ(直接関連系に限る)
6 生体遮へい装置
  1. 中央制御室遮へい
(十一)原子炉冷却材を内蔵する機能(ただし、原子炉冷却材圧力バウンダリから除外されている計装等の小口径等のもの及びバウンダリに直接接続されていないものは除く)  
1 化学体積制御設備
  1. 再生熱交換器、余剰抽出冷却器、非再生冷却器、冷却材混床式脱塩塔、冷却材陽イオン脱塩塔、冷却材脱塩塔入口フィルタ、冷却材フィルタ、体積制御タンク、充てんポンプ、封水注入フィルタ、封水ストレーナ、封水冷却器、配管及び弁(一次冷却材が原子炉冷却材バウンダリ外で循環している抽出系、充てん系及び一次冷却材ポンプ封水注入系に限る)
2 同(個別プラント設備に限る)
  1. ホウ素熱再生再熱機、熱再生イオン交換器、ホウ素熱再生前置熱交換器、ホウ素熱再生抽出水冷却器
(十二)原子炉冷却材圧力バウンダリに直接されていないものであって、放射性物質を貯蔵する機能  
1 気体廃棄物処理設備
  1. 活性炭式希ガスホールドアップ装置、ガスサージタンク、ガス減衰タンク
2 新燃料貯蔵設備
  1. 新燃料貯蔵庫(減速材流入防止堰又は新燃料貯蔵ラックに限る)
3 使用済燃料貯蔵設備
  1. 使用済燃料貯蔵槽(ピットを含む)、使用済燃料ラック、破損燃料貯蔵ラック、使用済燃料貯蔵用容器
4 燃料取扱設備
  1. 使用済燃料運搬用容器
(十三)燃料を安全に取り扱う機能  
1 燃料取扱設備
  1. 原子炉キャビティ、新燃料又は使用済燃料を取扱う機器(燃料取替クレーン、燃料移送装置、使用済燃料ピットクレーン、燃料仮置きラックに限る)
(十四)安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能  
1 一次冷却材の循環設備
  1. 加圧器安全弁(吹き止まり機能に関連する部分に限る)、加圧器逃がし弁(吹き止まり機能に関連する部分に限る)
(十五)燃料プール水の補給機能  
1 使用済燃料ピット補給水系設備
  1. 燃料取替用水タンク(ピットを含む)
2 燃料取替用水設備
  1. 燃料取替用水ポンプ、配管及び弁(燃料取替用水タンクから燃料取替用水ポンプを経て使用済燃料ピットまでの範囲に限る)
(十六)放射性物質放出の防止機能  
1 燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する設備
  1. 燃料集合体落下事故時放射能低減空調設備、アニュラス空気浄化設備(担保されている場合に限る)、排気筒(補助建屋)、燃料取扱建屋(担保されている場合に限る)
2 気体廃棄物処理設備
  1. 配管及び弁(ガスサージタンク、ホールドアップ塔、ガス減衰タンク周りに限る)
(十七)異常状態の緩和機能  
1 一次冷却材の循環設備
  1. 加圧器逃がし弁、加圧器(後備ヒータに限る)、加圧器逃がし弁元弁