試験研究の用に供する原子炉等の技術基準に関する規則 第一章　総則

この規則は、次に掲げる試験研究用等原子炉及びその附属施設について適用する。

一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。）

二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

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

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

一放射線1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（昭和三十二年総理府令第八十三号。以下「試験炉規則」という。）第一条の二第二項第一号に規定する放射線をいう。2

二放射性廃棄物1試験炉規則第一条の二第二項第二号に規定する放射性廃棄物をいう。2

三管理区域1試験炉規則第一条の二第二項第四号に規定する管理区域をいう。2

四周辺監視区域1試験炉規則第一条の二第二項第六号に規定する周辺監視区域をいう。2

五試験研究用原子炉1前条第一号に掲げる試験研究用等原子炉（第九号に掲げるガス冷却型原子炉及び第十号に掲げるナトリウム冷却型高速炉を除く。）をいう。2

六研究開発段階原子炉1前条第二号に掲げる試験研究用等原子炉をいう。2

七中出力炉1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（平成二十五年原子力規制委員会規則第二十一号。以下「試験炉許可基準規則」という。）第二条第二項第八号に規定する中出力炉をいう。2

八高出力炉1試験炉許可基準規則第二条第二項第九号に規定する高出力炉をいう。2

九ガス冷却型原子炉1試験炉許可基準規則第二条第二項第十号に規定するガス冷却型原子炉をいう。2

十ナトリウム冷却型高速炉1試験炉許可基準規則第二条第二項第十一号に規定するナトリウム冷却型高速炉をいう。2

十一安全機能1試験炉許可基準規則第二条第二項第十二号に規定する安全機能をいう。2

十二安全機能の重要度1試験炉許可基準規則第二条第二項第十三号に規定する安全機能の重要度をいう。2

十三通常運転1試験炉許可基準規則第二条第二項第十四号に規定する通常運転をいう。2

十四運転時の異常な過渡変化1試験炉許可基準規則第二条第二項第十五号に規定する運転時の異常な過渡変化をいう。2

十五設計基準事故1試験炉許可基準規則第二条第二項第十六号に規定する設計基準事故をいう。2

十六多重性1試験炉許可基準規則第二条第二項第十七号に規定する多重性をいう。2

十七多様性1試験炉許可基準規則第二条第二項第十八号に規定する多様性をいう。2

十八独立性1試験炉許可基準規則第二条第二項第十九号に規定する独立性をいう。2

十九燃料体1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十号に規定する燃料体をいう。2

二十燃料材1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十一号に規定する燃料材をいう。2

二十一燃料の許容設計限界1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十三号に規定する燃料の許容設計限界をいう。2

二十二反応度価値1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十四号に規定する反応度価値をいう。2

二十三制御棒の最大反応度価値1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十五号に規定する制御棒の最大反応度価値をいう。2

二十四反応度添加率1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十六号に規定する反応度添加率をいう。2

二十五原子炉停止系統1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十七号に規定する原子炉停止系統をいう。2

二十六反応度制御系統1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十八号に規定する反応度制御系統をいう。2

二十七安全保護回路1試験炉許可基準規則第二条第二項第二十九号に規定する安全保護回路をいう。2

二十八安全設備1設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを直接又は間接に生じさせる設備であって次に掲げるものをいう。2

二十九一次冷却材1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十三号に規定する一次冷却材をいう。2

三十一次冷却系統設備1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十四号に規定する一次冷却系統設備をいう。2

三十一最終ヒートシンク1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十五号に規定する最終ヒートシンクをいう。2

三十二冠水維持設備1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十六号に規定する冠水維持設備をいう。2

三十三試験用燃料体1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十七号に規定する試験用燃料体をいう。2

三十四カバーガス1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十八号に規定するカバーガスをいう。2

三十五原子炉カバーガス1試験炉許可基準規則第二条第二項第三十九号に規定する原子炉カバーガスをいう。2

三十六炉心冠水維持バウンダリ1試験炉許可基準規則第二条第二項第四十号に規定する炉心冠水維持バウンダリをいう。2

三十七原子炉冷却材圧力バウンダリ1試験炉許可基準規則第二条第二項第四十二号に規定する原子炉冷却材圧力バウンダリをいう。2

三十八原子炉冷却材バウンダリ1試験炉許可基準規則第二条第二項第四十三号に規定する原子炉冷却材バウンダリをいう。2

三十九原子炉カバーガス等のバウンダリ1試験炉許可基準規則第二条第二項第四十四号に規定する原子炉カバーガス等のバウンダリをいう。2

特別の理由により原子力規制委員会の認可を受けた場合は、この規則の規定によらないで試験研究用等原子炉施設を設置することができる。

2前項の認可を受けようとする者は、その理由及び設置方法を記載した申請書に関係図面を添付して申請しなければならない。

試験研究用等原子炉施設は、これに作用する地震力（試験炉許可基準規則第四条第二項の規定により算定する地震力をいう。）による損壊により公衆に放射線障害を及ぼすことがないものでなければならない。

2耐震重要施設（試験炉許可基準規則第三条第一項に規定する耐震重要施設をいう。以下この条において同じ。）は、その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（試験炉許可基準規則第四条第三項に規定する地震力をいう。）に対してその安全性が損なわれるおそれがないものでなければならない。

3耐震重要施設は、試験炉許可基準規則第四条第三項の地震により生ずる斜面の崩壊によりその安全性が損なわれるおそれがないものでなければならない。

試験研究用等原子炉施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。）によりその安全性を損なうおそれがある場合において、防護措置、基礎地盤の改良その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。

2試験研究用等原子炉施設は、周辺監視区域に隣接する地域に事業所、鉄道、道路その他の外部からの衝撃が発生するおそれがある要因がある場合において、事業所における火災又は爆発事故、危険物を搭載した車両、船舶又は航空機の事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）により試験研究用等原子炉施設の安全性が損なわれないよう、防護措置その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。

3試験研究用等原子炉を船舶に設置する場合にあっては、原子炉格納容器に近接する船体の部分は、衝突、座礁その他の要因による原子炉格納容器の機能の喪失を防止できる構造でなければならない。

4試験研究用等原子炉施設は、航空機の墜落により試験研究用等原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合において、防護措置その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。

試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において試験研究用等原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ、運転時の異常な過渡変化時においても試験研究用等原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、当該試験研究用等原子炉の反応度を制御することにより原子核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。ただし、試験炉許可基準規則第十五条第一項ただし書の規定の適用を受ける臨界実験装置に係る試験研究用等原子炉施設にあっては、試験研究用等原子炉固有の出力抑制特性を有することを要しない。

2船舶に設置する試験研究用等原子炉施設は、波浪により生ずる動揺、傾斜その他の要因により機能が損なわれることがないものでなければならない。

試験研究用等原子炉施設に属する容器、管、弁及びポンプ並びにこれらを支持する構造物並びに炉心支持構造物のうち、試験研究用等原子炉施設の安全性を確保する上で重要なもの（以下この項において「容器等」という。）の材料及び構造は、次に掲げるところによらなければならない。この場合において、第一号（容器等の材料に係る部分に限る。）及び第二号の規定については、法第二十八条第二項に規定する使用前事業者検査の確認を行うまでの間適用する。

一容器等がその設計上要求される強度及び耐食性を確保できるものであること。

二容器等の主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。以下この号において同じ。）は、次に掲げるところによるものであること。

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

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

試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において機器から放射性物質を含む流体が漏えいする場合において、これを安全に廃棄し得るように設置されたものでなければならない。

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

3試験研究用等原子炉施設は、工場等の外に排水を排出する排水路（湧水に係るものであって、放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がないものを除く。以下この項において同じ。）の上に、当該施設の放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内の床面がないものでなければならない。ただし、液体状の放射性廃棄物を廃棄する設備が設置される施設（液体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれがある部分に限る。）以外の施設であって当該施設の放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に当該排水路の開口部がない場合並びに当該排水路に放射性物質を含む排水を安全に廃棄する設備及び第三十一条第二号に掲げる事項を計測する設備が設置されている場合は、この限りでない。

4試験研究用等原子炉施設のうち、人が頻繁に出入りする建物又は船舶の内部の壁、床その他の部分であって、放射性物質により汚染されるおそれがあり、かつ、人が触れるおそれがあるものの表面は、放射性物質による汚染を除去しやすいものでなければならない。

試験研究用等原子炉施設は、通常運転時において当該試験研究用等原子炉施設からの直接線及びスカイシャイン線による工場等周辺の空間線量率が原子力規制委員会の定める線量限度を十分下回るように設置されたものでなければならない。

2工場等（原子力船を含む。）内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には、次に掲げるところにより遮蔽設備が設けられていなければならない。

一放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであること。

二開口部又は配管その他の貫通部がある場合であって放射線障害を防止するために必要がある場合は、放射線の漏えいを防止するための措置が講じられていること。

三自重、熱応力その他の荷重に耐えるものであること。

試験研究用等原子炉施設内の放射性物質により汚染された空気による放射線障害を防止する必要がある場所には、次に掲げるところにより換気設備が設けられていなければならない。

一放射線障害を防止するために必要な換気能力を有するものであること。

二放射性物質により汚染された空気が漏えい及び逆流のし難い構造であるものであること。

三ろ過装置を有する場合にあっては、ろ過装置の放射性物質による汚染の除去又はろ過装置の取替えが容易な構造であること。

四吸気口は、放射性物質により汚染された空気を吸入し難いように設置されたものであること。