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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

【目次】
  平成25・4・12・原子力規制委員会規則  2号==
改正平成25・6・28・原子力規制委員会規則  4号(未)(施行=平25年12月29日、平26年3月30日、平25年7月8日)
改正平成25・12・6・原子力規制委員会規則 16号(未)(施行=平25年12月18日)
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34条、第35条、第62条の3及び第66条並びに東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設についての核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の特例に関する政令(平成25年政令第53号)第2条第1項の規定に基づき、並びに同法及び同令を実施するため、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を次のように制定する。
(適用)
第1条 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。)第43条の3の21、第43条の3の22及び第62条の3の規定による東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設(東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設についての核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の特例に関する政令(以下「令」という。)第1条に規定する東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設をいう。)に関する事項については、法第64条の3第1項の認可があった場合には、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(昭和53年通商産業省令第77号。以下「実用炉規則」という。)の規定(第70条から第72条、第74条、第77条及び第88条を除く。)にかかわらず、この規則の定めるところによる。
《改正》平25省004
(定義)
第2条 この規則において使用する用語は、法において使用する用語の例による。
 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、原子力基本法(昭和30年法律第186号)第3条第5号に規定する放射線又は1メガ電子ボルト未満のエネルギーを有する電子線若しくはエックス線であって、自然に存在するもの以外のものをいう。
2.「放射性廃棄物」とは、実用炉規則第2条第2号に規定する放射性廃棄物をいう。
3.「燃料体」とは、実用炉規則第2条第3号に規定する燃料体をいう。
4.「管理区域」とは、実用炉規則第2条第4号に規定する管理区域をいう。
5.「保全区域」とは、実用炉規則第2条第5号に規定する保全区域をいう。
6.「周辺監視区域」とは、実用炉規則第2条第6号に規定する周辺監視区域をいう。
7.「放射線業務従事者」とは、実用炉規則第2条第7号に規定する放射線業務従事者をいう。
《改正》平25省004
(記録)
第3条 法第43条の3の21の規定による記録は、発電用原子炉ごとに、次表の上欄に掲げる事項について、それぞれ同表中欄に掲げるところに従って記録し、それぞれ同表下欄に掲げる期間これを保存しておかなければならない。ただし、原子力規制委員会がやむを得ないと認めるときは、当該記録に代えて、原子力規制委員会が適当と認める措置によることができる。
記録事項記録すべき場合保存期間
一 発電用原子炉施設の保守管理記録
  
イ 法第43条の3の11第1項の規定による検査の結果
検査の都度同一事項に関する次の検査の時までの期間
ロ 法第43条の3の15第1項の規定による検査の結果
検査の都度同一事項に関する次の検査の時までの期間
ハ 第11条の規定による巡視又は点検の状況(法第43条の3の32第2項の認可を受けた場合の廃止措置計画に係る廃止措置の対象となる発電用原子炉施設(以下「廃止措置対象施設」という。)においては、巡視の状況に限る。)並びにその担当者の氏名
やむを得ない場合を除き、毎日1回。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出した場合における当該廃止措置対象施設に係る巡視にあっては毎週1回とする。巡視又は点検を実施した施設又は設備を廃棄した後5年が経過するまでの期間
ニ 第12条第1項第4号の規定による保守管理の実施状況及びその担当者の氏名
保守管理の実施の都度保守管理を実施した発電用原子炉施設を解体又は廃棄した後5年が経過するまでの期間
ホ 第12条第1項第5号の規定による保守管理に関する方針、保守管理の目標及び保守管理の実施に関する計画の評価の結果及びその評価の担当者の氏名
評価の都度評価を実施した発電用原子炉施設の保守管理に関する方針、保守管理の目標又は保守管理の実施に関する計画の改定までの期間
二 運転記録(法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉に係るものを除く。)
  
イ 発電用原子炉(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉(それぞれ令第1条に規定する東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設に係る1号炉、2号炉、3号炉又は4号炉をいう。以下同じ。)を除く。)の熱出力並びに炉心における中性子束密度及び温度
連続して10年間
ロ 原子炉本体(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るものを除く。)の入口及び出口における冷却材の温度、圧力及び流量
運転中1時間ごと10年間
ハ 制御材(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るものを除く。)の位置
運転中1時間ごと1年間
ニ 再結合装置(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るものを除く。)内の温度
運転中1時間ごと1年間
ホ 発電用原子炉(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉を除く。)に使用している冷却材及び減速材(流体のものに限る。)の純度並びにこれらの毎日の補給量
毎日1回1年間
ヘ 発電用原子炉(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉を除く。)内における燃料体の配置
配置又は配置替えの都度取出後10年間
ト 運転開始前及び運転停止後の発電用原子炉施設の点検
開始及び停止の都度1年間
チ 発電用原子炉(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉を除く。)の運転開始、運転切替え、緊急遮断及び運転停止の日時
その都度1年間
リ 警報装置から発せられた警報の内容
その都度1年間
ヌ 運転責任者及び運転員の氏名並びにこれらの者の交代の日時及び交代時の引継事項
運転開始及び交代の都度1年間
ル 原子炉本体(4号炉、5号炉及び6号炉(それぞれ令第1条に規定する東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設に係る5号炉及び6号炉をいう。以下同じ。)に係るものを除く。)に注入する冷却材の流量
毎日1回10年間
ヲ 原子炉圧力容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)の底部の温度
連続して10年間
ワ 原子炉格納容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)内の温度
連続して10年間
カ 使用済燃料貯蔵槽における冷却材の温度
毎日1回10年間
ヨ 原子炉格納容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)内における原子核分裂生成物のうちキセノン又はクリプトンの濃度
毎日1時間ごと10年間
タ 原子炉圧力容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)及び原子炉格納容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)に封入される窒素の流量
毎日1回10年間
レ 原子炉格納容器(4号炉、5号炉及び6号炉に係るものを除く。)内における水素の濃度
毎日1回10年間
ソ 発電用原子炉施設内における放射性物質を含む海水及び地下水の水位
毎日1回10年間
ツ 建屋周辺の地下水の水位及び放射能濃度
測定の都度10年間
三 燃料体の記録(イからトまでに掲げる事項については、法第43条の3の32第2項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出したときを除く。)
  
イ 燃料体(使用済燃料を除く。)の種類別の受渡量
受渡しの都度10年間
ロ 発電用原子炉への燃料体の種類別の挿入量
挿入の都度取出後10年間
ハ 使用済燃料の種類別の取出量
取出しの都度10年間
ニ 取り出した使用済燃料の燃焼度
取出しの都度又は毎月1回10年間
ホ 使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置
配置又は配置替えの都度5年間
ヘ 使用済燃料の種類別の払出量、その取出しから払出しまでの期間及びその放射能の量
払出しの都度10年間
ト 燃料体の形状又は性状に関する検査の結果
挿入前及び取出後取出後10年間
チ 工場又は事業所の外において貯蔵しようとする使用済燃料の記録
払出しの都度当該使用済燃料の貯蔵を委託する使用済燃料貯蔵事業者に記録を引き渡すまでの期間
(1)外観
  
(2)最高燃焼度
  
(3)取出しから容器への封入までの期間
  
(4)使用済燃料を封入した容器内における当該使用済燃料の配置
  
四 工場又は事業所の外において貯蔵しようとする使用済燃料を封入した容器の記録
払出しの都度当該使用済燃料の貯蔵を委託する使用済燃料貯蔵事業者に記録を引き渡すまでの期間
イ 外観
  
ロ 漏えい率
  
ハ 真空乾燥した後の真空度又は不活性ガスを充てんした後の湿度並びに充てんした不活性ガスの成分、量及び圧力
  
ニ 容器内において使用済燃料の位置を固定するために用いた装置の外観
  
ホ 重量
  
五 放射線管理記録
  
イ 発電用原子炉施設(5号炉及び6号炉並びにこれらの附属施設を除く。)のうち遮蔽壁を設ける必要があるもの(法第43条の3の32第2項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出したときを除く。)の放射線遮蔽物の側壁における線量当量率
毎日1回。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた場合における使用済燃料の貯蔵施設(廃止措置対象施設に限る。)の記録にあっては毎日1回とし、使用済燃料の貯蔵施設以外の施設(廃止措置対象施設に限る。)の記録にあっては毎週1回とする。10年間
ロ 原子炉本体(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉並びに法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉に係るものを除く。)、使用済燃料の貯蔵施設(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉並びに法第43条の3の32第2項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出した発電用原子炉に係るものを除く。)、放射性廃棄物の廃棄施設等(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るものを除く。)の放射線遮蔽物の側壁における線量当量率
毎日1回。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた場合における使用済燃料の貯蔵施設(廃止措置対象施設に限る。)の記録にあっては毎日1回とし、使用済燃料の貯蔵施設以外の施設(廃止措置対象施設に限る。)の記録にあっては毎週1回とする。10年間
ハ 放射性廃棄物の排気口又は排気監視設備及び排水口又は排水監視設備における放射性物質の1日間及び3月間についての平均濃度
1日間の平均濃度にあっては毎日1回、3月間の平均濃度にあっては3月ごとに1回10年間
ニ 管理区域における外部放射線に係る1週間の線量当量、空気中の放射性物質の1週間についての平均濃度及び放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度
毎週1回10年間
ホ 放射線業務従事者の4月1日を始期とする1年間の線量、女子(妊娠不能と診断された者及び妊娠の意思のない旨を発電用原子炉設置者に書面で申し出た者を除く。)の放射線業務従事者の4月1日、7月1日、10月1日及び1月1日を始期とする各3月間の線量並びに本人の申出等により発電用原子炉設置者が妊娠の事実を知ることとなった女子の放射線業務従事者にあっては出産までの間毎月1日を始期とする1月間の線量
1年間の線量にあっては毎年度1回、3月間の線量にあっては3月ごとに1回、1月間の線量にあっては1月ごとに1回第4項に定める期間
ヘ 4月1日を始期とする1年間の線量が20ミリシーベルトを超えた放射線業務従事者の当該1年間を含む原子力規制委員会が定める5年間の線量
原子力規制委員会が定める5年間において毎年度1回(上欄に掲げる当該1年間以降に限る。)第4項に定める期間
ト 放射線業務従事者が当該業務に就く日の属する年度における当該日以前の放射線被ばくの経歴及び原子力規制委員会が定める5年間における当該年度の前年度までの放射線被ばくの経歴
その者が当該業務に就く時第4項に定める期間
チ 工場又は事業所の外において運搬した核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の種類別の数量、その運搬に使用した容器の種類並びにその運搬の日時及び経路
運搬の都度1年間
リ 廃棄施設に廃棄し、又は海洋に投棄した放射性廃棄物の種類、当該放射性廃棄物に含まれる放射性物質の数量、当該放射性廃棄物を容器に封入し、又は容器と一体的に固型化した場合には当該容器の数量及び比重並びにその廃棄又は投棄の日、場所及び方法
その廃棄又は投棄の都度第6項に定める期間
ヌ 放射性廃棄物を容器に封入し、又は容器に固型化した場合には、その方法
封入又は固型化の都度第6項に定める期間
ル 放射性物質による汚染の広がりの防止及び除去を行った場合には、その状況及び担当者の氏名
広がりの防止及び除去の都度1年間
六 発電用原子炉施設等の事故記録
  
イ 事故の発生及び復旧の日時
その都度第6項に定める期間
ロ 事故の状況及び事故に際して採った処置
その都度第6項に定める期間
ハ 事故の原因
その都度第6項に定める期間
ニ 事故後の処置
その都度第6項に定める期間
七 気象記録
  
イ 風向及び風速
連続して10年間
ロ 降雨量
連続して10年間
ハ 大気温度
連続して10年間
八 保安教育の記録
  
イ 保安教育の実施計画
策定の都度3年間
ロ 保安教育の実施日時及び項目
実施の都度3年間
ハ 保安教育を受けた者の氏名
実施の都度3年間
九 廃止措置記録
  
イ 廃止措置に係る工事の方法、時期及び対象となる発電用原子炉施設の設備の名称
法第43条の3の32第2項の認可を受けた廃止措置計画に記載された工事の各工程の終了の都度第6項に定める期間
ロ イに規定する工事の対象となる発電用原子炉施設の設備のうち管理区域内の設備から当該工事に伴い生じる物(放射性廃棄物を除く。)の表面における放射性物質の密度及び当該物に含まれる放射性物質の数量の測定結果、測定方法、測定日及び測定をした者の氏名
測定の都度第6項に定める期間
十 第5条の品質保証計画に関しての文書及び品質保証計画に従った計画、実施、評価及び改善状況の記録(他の号に掲げるものを除く。)
当該文書又は記録の作成又は変更の都度当該文書又は記録の作成又は変更後5年が経過するまでの期間
十一 実用炉規則第77条第1項の規定による発電用原子炉施設の定期的な評価の結果
評価の都度第6項に定める期間
十二 第17条に規定する防護措置の記録
  
イ 見張人による巡視の状況及びその担当者の氏名
毎日1回1年間
ロ 第17条第2項第1号に規定する防護区域、同項第2号に規定する周辺防護区域又は同項第3号に規定する立入制限区域へ立ち入ろうとする者への証明書等の発行の状況及びその担当者の氏名
発行の都度5年間
ハ 第17条第2項第1号に規定する防護区域、同項第2号に規定する周辺防護区域又は同項第3号に規定する立入制限区域の出入口における物品の持込み、持出しの点検の状況及びその担当者の氏名
点検の都度又は毎日1回1年間
ニ 出入口及び特定核燃料物質の常時監視の状況並びにその担当者の氏名
毎日1回1年間
ホ 特定核燃料物質並びに特定核燃料物質を取り扱う設備及び装置の点検の状況並びにその担当者の氏名
点検の都度1年間
ヘ 防護のために必要な設備及び装置の点検並びに保守の状況並びにその担当者の氏名
点検又は保守の都度1年間
ト 防護のために必要な教育及び訓練の実施状況
教育又は訓練の実施の都度5年間
チ 特定核燃料物質の防護に関する秘密の範囲及び業務上知り得る者の指定の状況
指定の都度全ての特定核燃料物質の取扱いを終了するまでの期間
リ 防護措置の評価及び改善の実施状況
評価又は改善の都度5年間
十三 工場又は事業所において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度について法第61条の2第1項の規定に基づく確認を受けようとするもの(以下「放射能濃度確認対象物」という。以下同じ。)の記録
  
イ 放射能濃度確認対象物中の放射能濃度についてあらかじめ行う調査に係る記録
  
(1)放射能濃度確認対象物の発生状況及び汚染の状況について調査を行った結果
調査の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(2)放射能濃度確認対象物の材質及び重量
調査の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(3)放射能濃度確認対象物について放射性物質による汚染の除去を行った場合は、その結果
その都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(4)放射能濃度確認対象物中の放射性物質について計算による評価を行った場合は、その計算条件及び結果
その都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(5)評価に用いる放射性物質の選択を行った結果
選択の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(6)放射能濃度の決定を行う方法について評価を行った結果
評価の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
ロ 放射能濃度確認対象物の測定及び評価に係る記録
  
(1)放射性物質の放射能濃度の測定条件
測定又は評価の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(2)放射能濃度の測定結果
測定又は評価の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(3)放射能濃度確認対象物中の放射能濃度の決定を行った結果
測定又は評価の都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(4)測定に用いた放射線測定装置の点検・校正・保守・管理を行った結果
その都度工場又は事業所から搬出された後10年間
(5)放射能濃度確認対象物の測定及び評価に係る教育・訓練の実施日時及び項目
その都度工場又は事業所から搬出された後10年間
ハ 放射能濃度確認対象物の管理について点検等を行った結果に係る記録
その都度工場又は事業所から搬出された後10年間
《改正》平25省004
 第1項の表第5号イ及びロの線量当量率、同号ニの線量当量並びに同号ホ及びヘの線量は、それぞれ原子力規制委員会の定めるところにより記録するものとする。
 第1項の表第5号ホの線量を記録する場合には、放射線による被ばくのうち放射性物質によって汚染された空気を呼吸することによる被ばくに係る記録については、その被ばくの状況及び測定の方法を併せて記載しなければならない。
 第1項の表第5号ホからトまでの記録の保存期間は、その記録に係る者が放射線業務従事者でなくなった場合又はその記録を保存している期間が5年を超えた場合において発電用原子炉設置者がその記録を原子力規制委員会の指定する機関に引き渡すまでの期間とする。
《改正》平25省004
 発電用原子炉設置者は、第1項の表第5号ホ及びヘの記録に係る放射線業務従事者に、その記録の写しをその者が当該業務を離れる時に交付しなければならない。
《改正》平25省004
 第1項の表第5号リ及びヌ、第6号、第9号並びに第11号の記録の保存期間は、法第43条の3の32第3項において準用する法第12条の6第8項の確認を受けるまでの期間とする。
《改正》平25省004
(電磁的方法による保存)
第4条 法第43条の3の21に規定する記録は、前条第1項の表の上欄に掲げる事項について、それぞれ同表中欄に掲げるところに従って、電磁的方法(電子的方法、磁気的方法その他の人の知覚によって認識することができない方法をいう。)により記録することにより作成し、保存することができる。
《改正》平25省004
 前項の規定による保存をする場合には、同項の記録が必要に応じ電子計算機その他の機器を用いて直ちに表示されることができるようにして、前条第1項の表の下欄に掲げる期間保存しておかなければならない。
 第1項の規定による保存をする場合には、原子力規制委員会が定める基準を確保するよう努めなければならない。
(品質保証)
第5条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、実施計画(法第64条の2第2項に規定する実施計画をいう。以下同じ。)に基づき品質保証計画を定め、これに基づき保安活動(第9条から第16条まで並びに実用炉規則第88条に規定する措置を含む。)の計画、実施、評価及び改善を行うとともに、品質保証計画の改善を継続して行わなければならない。
《改正》平25省004
 発電用原子炉設置者は、実用炉規則第77条第1項の規定に基づく措置を講じたときは、同項各号に掲げる評価の結果を踏まえて前項の措置を講じなければならない。
《改正》平25省004
(保安活動の実施)
第6条 品質保証計画における保安活動の実施に関する事項は、次に掲げる事項とする。
1.保安活動を構成する個別の業務(以下「個別業務」という。)ごとに、次により行うこと。
イ 個別業務の目標及び個別業務に関する要求事項を明確にし、個別業務の実施計画(以下この条において「個別業務実施計画」という。)を策定すること。
ロ 個別業務の実施は、個別業務実施計画に基づき行うこと。この場合において、当該計画が要求事項を満たしていることを適切な段階で確認すること。
ハ 個別業務実施計画を変更する場合は、変更内容を適切に管理すること。
2.外部から物品又は役務を調達する場合は、個別業務実施計画に適切な調達の実施に必要な事項(当該物品又は役務の調達後におけるこれらの維持又は運用に必要な技術情報(保安に係るものに限る。)を取得し、他の発電用原子炉設置者と共有するために必要な措置に関することを含む。)及びこれが確実に守られるよう管理する方法を定めること。
3.個別業務が個別業務実施計画に定めた要求事項を満たしていることを確認するため、必要な検査及び試験を定めて行うこと。
4.保安のための重要度に応じて前号の検査及び試験を行う者を定めること。
5.要求事項に適合しない状態(以下「不適合」という。)が発生した場合は、これを適切に管理する方法を定めること。
《改正》平25省004
(保安活動の改善)
第7条 品質保証計画における保安活動の改善に関する事項は、次に掲げる事項とする。
1.不適合に対する再発防止のために行う是正に関する処置(以下「是正処置」という。)に関する手順(第18条各号に掲げる事故故障等の事象その他が発生した根本的な原因を究明するために行う分析(以下「根本原因分析」という。)の手順を含む。)を確立して行うこと。
2.生じるおそれのある不適合を防止するための予防に関する処置(以下「予防処置」という。)に関する手順(根本原因分析の手順を含む。)を確立して行うこと。
3.予防処置に当たっては、自らの発電用原子炉施設における保安活動の実施によって得られた知見のみならず他の施設から得られた知見を適切に反映すること。
4.実用炉規則第74条の評価結果を適切に反映すること。
《改正》平25省004
(作業手順書等の遵守)
第8条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、実施計画に基づき要領書、作業手順書その他保安に関する文書を定め、これらを遵守しなければならない。
《改正》平25省004
(管理区域への立入制限等)
第9条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、管理区域、保全区域及び周辺監視区域を定め、これらの区域においてそれぞれ次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
1.管理区域については、次の措置を講ずること。ただし、原子力規制委員会がやむを得ないと認めるときは、当該措置に代えて、原子力規制委員会が適当と認める措置によることができる。この場合においては、当該措置を実施する区域を明らかにしなければならない。
イ 壁、柵等の区画物によって区画するほか、標識を設けることによって明らかに他の場所と区別し、かつ、放射線等の危険性の程度に応じて人の立入制限、鍵の管理等の措置を講ずること。
ロ 放射性物質を経口摂取するおそれのある場所での飲食及び喫煙を禁止すること。
ハ 床、壁その他人の触れるおそれのある物であって放射性物質によって汚染されたものの表面の放射性物質の密度が原子力規制委員会の定める表面密度限度を超えないようにすること。
ニ 管理区域から人が退去し、又は物品を持ち出そうとする場合には、その者の身体及び衣服、履物等身体に着用している物並びにその持ち出そうとする物品(その物品を容器に入れ又は包装した場合には、その容器又は包装)の表面の放射性物質の密度がハの表面密度限度の10分の1を超えないようにすること。
2.保全区域については、標識を設ける等の方法によって明らかに他の場所と区別し、かつ、管理の必要性に応じて人の立入制限、鍵の管理、物品の持出制限等の措置を講ずること。
3.周辺監視区域については、次の措置を講ずること。
イ 人の居住を禁止すること。
ロ 境界に柵又は標識を設ける等の方法によって周辺監視区域に業務上立ち入る者以外の者の立ち入りを制限すること。ただし、当該区域に人が立ち入るおそれのないことが明らかな場合は、この限りでない。
《改正》平25省004
(線量等に関する措置)
第10条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、放射線業務従事者の線量等に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
1.放射線業務従事者の線量が原子力規制委員会の定める線量限度を超えないようにすること。
2.放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度が原子力規制委員会の定める濃度限度を超えないようにすること。
《改正》平25省004
 前項の規定にかかわらず、発電用原子炉施設に災害が発生し、又は発生するおそれがある場合、発電用原子炉施設の運転に重大な支障を及ぼすおそれがある発電用原子炉施設の損傷が生じた場合等緊急やむを得ない場合においては、放射線業務従事者(女子については、妊娠不能と診断された者及び妊娠の意思のない旨を発電用原子炉設置者に書面で申し出た者に限る。)をその線量が原子力規制委員会の定める線量限度を超えない範囲内において緊急作業に従事させることができる。
《改正》平25省004
(発電用原子炉施設の巡視及び点検)
第11条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者(法第43条の3の32第2項の認可を受けた者を除く。)は、被ばく放射線量の評価を踏まえ巡視及び点検のための計画を定め、当該計画に従って、原則として毎日1回以上、発電用原子炉施設の保全に従事する者に発電用原子炉施設について巡視させ、次の各号に掲げる区分に応じ、それぞれ当該各号に定める施設及び設備について点検を行わせなければならない。
1.1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉並びにこれらの附属施設 次に掲げる施設及び設備
イ 燃料体又は燃料体であったものの崩壊熱を安全に除去するための設備
ロ 燃料体又は燃料体であったものを未臨界に維持するための設備
ハ 燃料体又は燃料体であったものが未臨界に維持されていることを確認するための設備
ニ 電源、放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物管理設備
ホ その他保安上必要な施設及び設備
2.5号炉及び6号炉並びにこれらの附属施設 次に掲げる施設及び設備
イ 原子炉冷却系統施設
ロ 制御材駆動設備
ハ 電源、給排水及び排気施設
ニ その他保安上必要な施設及び設備
《改正》平25省004
 法第43条の3の22第1項の規定により、法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉設置者は、毎週1回以上(核燃料物質が廃止措置対象施設に存在する場合は原則として毎日1回以上)、発電用原子炉施設の保全に従事する者に廃止措置対象施設について巡視させなければならない。
《改正》平25省004
(発電用原子炉施設の保守管理)
第12条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設の運転中及び運転停止中における発電用原子炉施設の保全のために行う点検、試験、検査、補修、取替え、改造その他の必要な措置(以下「保守管理」という。)に関し、発電用原子炉施設ごとに、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
1.実施計画に定められた発電用原子炉施設の性能が維持されるよう発電用原子炉施設の保守管理に関する方針(以下「保守管理方針」という。)を定めること。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた場合は、この限りでない。
2.前号ただし書の場合においては、法第43条の3の32第2項の認可若しくは法第43条の3の32第3項において準用する法第12条の6第3項の変更の認可に係る申請書又はそれらの添付書類に記載された発電用原子炉施設の性能が維持されるよう発電用原子炉施設(当該認可を受けた廃止措置計画においてその性能を維持すべきものとされる発電用原子炉施設に限る。)の保守管理方針を定めること。
3.第1号又は第2号に規定する保守管理方針に従って達成すべき保守管理の目標(第1号に規定する保守管理方針に係る保守管理の目標にあっては、発電用原子炉及び保守管理の重要度が高い系統について定量的に定める保守管理の目標を含む。以下同じ。)を定めること。
4.前号に規定する保守管理の目標を達成するため、次の事項を定めた保守管理の実施に関する計画を策定し、当該計画に従って保守管理を実施すること。
イ 保守管理の実施に関する計画の始期及び期間に関すること。
ロ 発電用原子炉施設の点検、試験、検査、補修、取替え及び改造等(以下この号において「点検等」という。)の方法、実施頻度並びに時期(発電用原子炉施設(法第43条の3の32第2項の認可を受けたものを除く。)の運転中及び運転停止中の区別を含む。)に関すること。
ハ 発電用原子炉施設の点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。
ニ 発電用原子炉施設の点検等の結果の確認及び評価の方法に関すること。
ホ ニの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき発電用原子炉施設の点検等の方法、実施頻度及び時期の是正処置並びに予防処置に関すること。
ヘ 発電用原子炉施設の保守管理に関する記録に関すること。
5.発電用原子炉施設の保守管理方針、保守管理の目標及び保守管理の実施に関する計画を、それぞれ次に掲げる期間ごとに評価すること(次条第1項から第3項に規定する措置を除く。)。
イ 保守管理方針及び保守管理の目標にあっては、一定期間
ロ 保守管理の実施に関する計画にあっては、前号イに規定する期間
6.前号の評価を実施する都度、速やかに、その結果を発電用原子炉施設の保守管理方針、保守管理の目標又は保守管理の実施に関する計画に反映すること。
7.発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他発電用原子炉施設がその保守管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該発電用原子炉施設の状態に応じて、前各号に掲げる措置について特別な措置を講じること。
《改正》平25省004
 発電用原子炉設置者は、次条第1項若しくは第2項の規定により長期保守管理方針を策定したとき又は同条第3項の規定により長期保守管理方針を変更したときは、これを前項第1号の保守管理方針に反映させなければならない。
《改正》平25省004
(発電用原子炉施設の経年劣化に関する技術的な評価)
第13条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、運転を開始した日以後30年を経過していない発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後30年を経過する日までに、原子力規制委員会が定める発電用原子炉施設の安全を確保する上で重要な機器及び構造物(以下「安全上重要な機器等」という。)並びに次に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、10年間に実施すべき当該発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針を策定しなければならない。ただし、動作する機能を有する機器及び構造物に関し、発電用原子炉施設の供用に伴う劣化の状況が的確に把握される箇所については、この限りでない。
1.工学的安全施設並びに原子炉停止系統への作動信号を発生させる機能を有する機器及び構造物
2.事故時における発電用原子炉施設の状態を把握するための機能を有する機器及び構造物
3.中央制御室外から発電用原子炉施設を安全に停止させるための機能を有する機器及び構造物
4.原子炉冷却材を保持する機能を有する機器及び構造物であって、安全上重要な機器等でないもの
5.原子炉冷却材を循環させる機能を有する機器及び構造物
6.放射性物質を貯蔵する機能を有する機器及び構造物
7.電源を供給する機能を有する機器及び構造物であって、安全上重要な機器等でないもの
8.発電用原子炉施設を計測・制御する機能を有する機器及び構造物(第1号に掲げるものを除く。)
9.発電用原子炉施設の運転を補助する機能を有する機器及び構造物
10.原子核分裂生成物の原子炉冷却材中への放散を防止する機能を有する機器及び構造物
11.原子炉冷却材を浄化する機能を有する機器及び構造物
12.原子炉圧力の上昇を緩和する機能を有する機器及び構造物
13.出力の上昇を抑制する機能を有する機器及び構造物
14.原子炉冷却材を補給する機能を有する機器及び構造物
15.緊急時対策を行う上で重要な機器及び構造物並びに異常状態を把握するための機能を有する機器及び構造物
16.実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則(平成25年原子力規制委員会規則第5号。以下「設置許可基準規則」という。)第43条第2項に規定する常設重大事故等対処設備に属する機器及び構造物(以下「常設重大事故等対処設備に属する機器等」という。)
《改正》平25省004
 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、運転を開始した日以後30年を経過した発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後40年を経過する日までに、前項に規定する安全上重要な機器等並びに前項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、次の各号に掲げる場合の区分に応じ、当該各号に定める期間において実施すべき当該発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針を策定しなければならない。
1.当該発電用原子炉設置者が法第43条の3の31第2項の規定による認可を受けた場合における当該認可を受けた延長する期間が10年を超える場合 延長する期間
2.前号に掲げる場合以外の場合 10年
《改正》平25省004
 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、運転を開始した日以後40年を経過した発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後40年を経過した日以降10年を超えない期間ごとに、第1項に規定する安全上重要な機器等並びに同項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、10年間に実施すべき当該発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針を策定しなければならない。
《追加》平25省004
 発電用原子炉設置者は、実施計画に定められた発電用原子炉の運転期間を変更する場合その他前3項の評価を行うために設定した条件、評価方法を変更する場合は、当該評価の見直しを行い、その結果に基づき、前3項の保守管理に関する方針を変更しなければならない。
《改正》平25省004
 前4項の規定は1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉並びに法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉については適用しない。
《改正》平25省004
(火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備)
第13条の2 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において火災が発生した場合における発電用原子炉施設の保全のための活動(消防吏員への通報、消火又は延焼の防止その他消防隊が火災の現場に到着するまでに行う活動を含む。以下同じ。)を行う体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の状況その他の事情によりやむを得ないと認め、又はその必要がないと認めた場合においては、この限りでない。
1.火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること。
2.火災の発生を消防吏員に確実に通報するために必要な設備を設置すること。
3.火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員を配置すること。
4.火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う要員に対する訓練に関する措置を講ずること。
5.火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な化学消防自動車、泡消火薬剤その他の資機材を備え付けること。
6.発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所における可燃物を適切に管理すること。
7.前各号に掲げるもののほか、火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な体制を整備すること。
8.前各号の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずること。
《追加》平25省004
(内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備)
第13条の3 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設内における溢水(以下「内部溢水」という。)が発生した場合における発電用原子炉施設の保全のための体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の状況その他の事情によりやむを得ないと認め、又はその必要がないと認めた場合においては、この限りでない。
1.内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること。
2.内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員を配置すること。
3.内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う要員に対する訓練に関する措置を講ずること。
4.内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な照明器具、無線機器その他の資機材を備え付けること。
5.前各号に掲げるもののほか、内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な体制を整備すること。
6.前各号の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずること。
《追加》平25省004
(重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備)
第13条の4 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において、重大事故に至るおそれのある事故(運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。)又は重大事故(以下「重大事故等」と総称する。)が発生した場合における発電用原子炉施設(法第43条の3の32第2項の認可を受けたものであって、廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しないものを除く。以下この条から第13条の5までにおいて同じ。)の保全のための活動を行う体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の状況その他の事情によりやむを得ないと認め、又はその必要がないと認めた場合においては、この限りでない。
1.重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること。
2.重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員(以下「対策要員」という。)を配置すること。
3.対策要員に対する教育及び訓練を毎年1回以上定期的に実施すること。
4.重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、消火ホースその他の資機材を備え付けること。
5.重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な次に掲げる事項を定め、これを対策要員に守らせること。
イ 重大事故等発生時における炉心の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
ロ 重大事故等発生時における原子炉格納容器の破損を防止するための対策に関すること。
ハ 重大事故等発生時における使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する燃料体の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
ニ 重大事故等発生時における原子炉停止時の燃料体の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
6.前各号に掲げるもののほか、重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な体制を整備すること。
7.前各号の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずること。
《追加》平25省004
(大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備)
第13条の5 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において、大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊(以下「大規模損壊」という。)が発生した場合における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の状況その他の事情によりやむを得ないと認め、又はその必要がないと認めた場合においては、この限りでない。
1.大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること。
2.大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員を配置すること。
3.大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う要員に対する教育及び訓練を毎年1回以上定期的に実施すること。
4.大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、消火ホースその他の資機材を備え付けること。
5.大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な次に掲げる事項を定め、これを要員に守らせること。
イ 大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。
ロ 大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
ハ 大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。
ニ 大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
ホ 大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。
6.前各号に掲げるもののほか、大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な体制を整備すること。
7.前各号の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずること。
《追加》平25省004
(発電用原子炉施設の運転)
第14条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、次の各号に掲げる発電用原子炉施設の運転に関する措置を講じなければならない。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた場合は、この限りでない。
1.発電用原子炉施設の運転に必要な知識を有する者に運転を行わせること。
2.発電用原子炉施設の運転に必要な構成人員がそろっているときでなければ運転を行わせないこと。
3.前号の構成人員のうち運転責任者は、発電用原子炉施設の運転に必要な知識、技能及び経験を有している者であって、かつ、原子力規制委員会が告示で定める基準に適合したものの中から選任すること。
4.前号の基準に適合しているかどうかの判定を行うための方法、実施体制等が当該判定を行うのに十分であり、かつ、発電用原子炉施設の運転の保安上十分であることについて、あらかじめ原子力規制委員会の確認を受けること。
5.第3号に定めるもののほか、運転責任者に関し必要な事項は、原子力規制委員会が告示で定める。
6.運転開始に先立って確認すべき事項、運転の操作に必要な事項及び運転停止後に確認すべき事項を定め、これを運転員に守らせること。
7.緊急遮断が起こった場合には、遮断の起こった原因及び損傷の有無について検査し、再び運転を開始することに支障がないことを確認した後運転を行わせること。
8.非常の場合に講ずべき処置を定め、これを運転員に守らせること。
9.運転上の制限(実施計画で定める発電用原子炉施設の運転に関する条件であって、当該条件を逸脱した場合に発電用原子炉設置者が講ずべき措置が実施計画で定められているものをいう。以下第18条において同じ。)を逸脱したときは、その旨を直ちに原子力規制委員会に報告すること。ただし、第18条第6号に掲げるときを除く。
10.試験運転を行う場合には、その目的、方法、異常の際に講ずべき処置等を確認の上これを行わせること。
11.発電用原子炉施設の運転の訓練のために運転を行う場合は、訓練を受ける者が守るべき事項を定め、運転員の監督の下にこれを守らせること。
《改正》平25省004
(貯蔵)
第15条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質の貯蔵に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出したときは、この限りでない。
1.核燃料物質の貯蔵は、貯蔵施設において行うこと。
2.貯蔵施設の目に付きやすい場所に、貯蔵上の注意事項を掲示すること。
3.核燃料物質の貯蔵に従事する者以外の者が貯蔵施設に立ち入る場合は、その貯蔵に従事する者の指示に従わせること。
4.使用済燃料は、冷却について必要な措置を講ずること。
5.核燃料物質の貯蔵は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
《改正》平25省004
 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所の外において行われる使用済燃料の貯蔵に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
1.使用済燃料貯蔵事業者に使用済燃料の貯蔵を委託すること。
2.貯蔵しようとする使用済燃料を選定するに際し、当該使用済燃料の貯蔵を委託された使用済燃料貯蔵事業者から提出された法第43条の4第1項の許可に係る申請書に記載された使用済燃料の種類に従い選定すること。
3.前号の規定により選定した使用済燃料について、貯蔵の終了まで密封し、かつ、健全性を維持するよう容器(当該使用済燃料の貯蔵を委託された使用済燃料貯蔵事業者が当該使用済燃料の貯蔵の終了まで密封したまま貯蔵するための構造を有する容器であって、溶接により密封する構造のもの以外のものに限る。)に封入すること。
4.当該使用済燃料の貯蔵を委託された使用済燃料貯蔵事業者に対して、第3条第1項の表第3号チ及び第4号の記録を引き渡すこと。
5.当該使用済燃料の貯蔵を委託された使用済燃料貯蔵事業者による貯蔵の終了後において、確実に使用済燃料を受け入れること。
《改正》平25省004
(工場又は事業所内において行われる廃棄)
第16条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる放射性廃棄物の廃棄に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会がやむを得ないと認めるときは、当該措置に代えて、原子力規制委員会が適当と認める方法によることができる。
1.放射性廃棄物の廃棄は、廃棄及び廃棄に係る放射線防護について必要な知識を有する者の監督の下に行わせるとともに、廃棄に当たっては、当該廃棄に従事する者に作業衣等を着用させること。
2.放射性廃棄物の廃棄に従事する者以外の者が廃棄施設に立ち入る場合には、その廃棄に従事する者の指示に従わせること。
3.気体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 排気施設によって排出すること。
ロ 障害防止の効果を持った廃棄槽に保管廃棄すること。
4.前号イの方法により廃棄する場合は、排気施設において、ろ過、放射能の時間による減衰、多量の空気による希釈等の方法によって排気中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排気口又は排気監視設備において排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が原子力規制委員会の定める濃度限度を超えないようにすること。
5.第3号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を講ずること。
6.液体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 排水施設によって排出すること。
ロ 障害防止の効果を持った廃液槽に保管廃棄すること。
ハ 容器に封入し、又は容器と一体的に固型化して障害防止の効果を持った保管廃棄施設に保管廃棄すること。
ニ 障害防止の効果を持った焼却設備において焼却すること。
ホ 障害防止の効果を持った固型化設備で固型化すること。
7.前号イの方法により廃棄する場合は、排水施設において、ろ過、蒸発、イオン交換樹脂法等による吸着、放射能の時間による減衰、多量の水による希釈等の方法によって排水中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排水口又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度が原子力規制委員会の定める濃度限度を超えないようにすること。
8.第6号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を講ずること。
9.第6号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に封入して行うときは、当該容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 水が浸透しにくく、腐食に耐え、かつ、放射性廃棄物が漏れにくい構造であること。
ロ 亀裂又は破損が生じるおそれがないものであること。
ハ 容器の蓋が容易に外れないものであること。
10.第6号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器と一体的に固型化して行うときは、固型化した放射性廃棄物と一体化した容器が放射性廃棄物の飛散又は漏れを防止できるものであること。
11.第6号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を障害防止の効果を持った保管廃棄施設に保管廃棄するときは、次によること。
イ 放射性廃棄物を容器に封入して保管廃棄する場合は、封入された放射性廃棄物の全部を吸収できる材料で当該容器を包むこと、封入された放射性廃棄物の全部を収容できる受皿を設けること等当該容器に亀裂又は破損が生じた場合の汚染の広がりの防止について必要な措置を講ずること。
ロ 当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれのある場合は、冷却について必要な措置を講ずること。
ハ 放射性廃棄物を封入し、又は固型化した放射性廃棄物と一体化した容器には、放射性廃棄物を示す標識を付け、かつ、当該放射性廃棄物に関して第3条の規定に基づき記録された内容と照合できるような整理番号を表示すること。
ニ 当該保管廃棄施設には、その目につきやすい場所に管理上の注意事項を掲示すること。
12.固体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 障害防止の効果を持った焼却設備において焼却すること。
ロ 容器に封入し、又は容器と一体的に固型化して障害防止の効果を持った保管廃棄施設に保管廃棄すること。
ハ ロの方法により廃棄することが著しく困難な大型機械等の放射性廃棄物又は放射能の時間による減衰を必要とする放射性廃棄物については、障害防止の効果を持った保管廃棄施設に保管廃棄すること。
13.前号ロに規定する方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に封入して行うときは、第9号及び第11号(イを除く。)に規定する例によること。
14.第12号ロに規定する方法により廃棄する場合において放射性廃棄物を容器と一体的に固型化して行うときは、第10号及び第11号(イを除く。)に規定する例によること。
15.第12号ハに規定する方法により廃棄する場合には、第11号ロ及びニに規定する例によること。
《改正》平25省004
(防護措置)
第17条 法第43条の3の22第2項の規定により、発電用原子炉設置者は、次の表の上欄に掲げる特定核燃料物質の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げる措置を講じなければならない。ただし、原子力規制委員会がやむを得ないと認めるときは、当該措置に代えて、原子力規制委員会が適当と認める措置によることができる。
一 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム(プルトニウム238の同位体濃度が100分の80を超えるものを除く。以下この表において同じ。)及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、プルトニウムの量が2キログラム以上のもの
ロ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が100分の20以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が5キログラム以上のもの
ハ ウラン233及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン233の量が2キログラム以上のもの
二 照射された前号に掲げる物質であって、その表面から1メートルの距離において、当該物質から放出された放射線が空気に吸収された場合の吸収線量率(以下単に「吸収線量率」という。)が1グレイ毎時以下のもの
次項に定める措置
三 照射された第1号に掲げる物質であって、その表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時を超えるもの(第10号に掲げるものを除く。)
四 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、プルトニウムの量が500グラムを超え2キログラム未満のもの
ロ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が100分の20以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が1キログラムを超え5キログラム未満のもの
ハ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が100分の10以上で100分の20に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が10キログラム以上のもの
ニ ウラン233及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン233の量が500グラムを超え2キログラム未満のもの
五 照射された前号に掲げる物質であって、その表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時以下のもの
六 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令(昭和32年政令第324号。)第3条第3号に規定する特定核燃料物質(第11号に掲げるものを除く。)
次項に定める措置
七 照射された第4号に掲げる物質であって、その表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時を超えるもの(第10号に掲げるものを除く。)
八 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、プルトニウムの量が15グラムを超え500グラム以下のもの
ロ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が100分の20以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が15グラムを超え1キログラム以下のもの
ハ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が100分の10以上で100分の20に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が1キログラムを超え10キログラム未満のもの
ニ ウラン235のウラン235及びウラン238に対する比率が天然の比率を超え100分の10に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン235の量が10キログラム以上のもの
ホ ウラン233及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であって、ウラン233の量が15グラムを超え500グラム以下のもの
九 照射された前号に掲げる物質(照射された同号ニに掲げる物質であって照射直後にその表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時を超えていたもの及び第10号に掲げるものを除く。)
十 照射された第1号、第4号又は第8号に掲げる物質(使用済燃料を溶解した液体から核燃料物質その他の有用物質を分離した残りの液体をガラスにより容器に固型化した物(次号において「ガラス固化体」という。)に含まれるものであって、その表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時を超えるものに限る。)
十一 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令第3条第3号に規定する特定核燃料物質(ガラス固化体に含まれるものであって、その表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時を超えるものに限る。)
第3項に定める措置
《改正》平25省004
 前項の表第1号から第6号までの特定核燃料物質の防護のために必要な措置は、次の各号に掲げるとおりとする。
1.特定核燃料物質の防護のための区域(以下「防護区域」という。)を定め、当該防護区域を鉄筋コンクリート造りの障壁その他の堅固な構造の障壁によって区画すること。
2.防護区域の周辺に、防護区域における特定核燃料物質の防護をより確実に行うための区域(以下「周辺防護区域」という。)を定め、当該周辺防護区域を人が容易に侵入することを防止できる十分な高さ及び構造を有する柵等の障壁によって区画し、並びに当該障壁の周辺に照明装置等の容易に人の侵入を確認することができる設備又は装置を設置すること。
3.周辺防護区域の周辺に、人の立入りを制限するための区域(以下「立入制限区域」という。)を定め、当該立入制限区域を人が容易に侵入することを防止できる十分な高さ及び構造を有する柵等の障壁によって区画し、並びに当該障壁の周辺に標識及びサイレン、拡声機その他の人に警告するための設備又は装置を設置し、並びに照明装置等の容易に人の侵入を確認することができる設備又は装置を設置すること。
4.見張人に、人の侵入を監視するための装置(以下「監視装置」という。)の有無並びに防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域を巡視させること。
5.防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域への人の立入りについては、次に掲げる措置を講ずること。
イ 業務上防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域に常時立ち入ろうとする者については、当該防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に当該立入りを認めたことを証明する書面等(以下この号において「証明書等」という。)を発行し、当該立入りの際に、当該証明書等を所持させること。
ロ 防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域に立ち入ろうとする者(イに掲げる証明書等を所持する者(以下「常時立入者」という。)を除く。)については、その身分及び当該防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に証明書等を発行し、当該立入りの際に、当該証明書等を所持させること。
ハ 防護区域に、ロに掲げる者が立ち入る場合は、当該防護区域内において常時立入者を同行させ、当該常時立入者に特定核燃料物質の防護のために必要な監督を行わせること。
6.業務用の車両以外の車両の防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域への立入りを禁止すること。ただし、防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域に立ち入ることが特に必要な車両であって、特定核燃料物質の防護上支障がないと認められるものについては、この限りでない。
7.防護区域内、周辺防護区域内及び立入制限区域内に、それぞれ駐車場を設置し、防護区域内、周辺防護区域内又は立入制限区域内に立ち入る車両は、当該駐車場に駐車させること。ただし、当該駐車場の外に駐車することが特に必要な車両であって、特定核燃料物質の防護上支障がないと認められるものについては、この限りでない。
8.防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域の出入口においては、次に掲げる措置を講ずること。ただし、イ又はロに掲げる点検については、これと同等以上の特定核燃料物質の防護のための措置を講ずる場合は、当該点検を省略することができる。
イ 特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為又は特定核燃料物質が置かれている施設若しくは特定核燃料物質の防護のために必要な設備若しくは装置(以下「防護設備等」という。)に対する破壊行為の用に供され得る物品(持込みの必要性が認められるものを除く。)の持込み及び特定核燃料物質(持出しの必要性が認められるものを除く。)の持出しが行われないように点検を行うこと。
ロ 防護区域の出入口においては、第5号イ及びロに掲げる者が持ち込み又は持ち出そうとする物品について、当該防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ、イの点検のほか金属を検知することができる装置及び特定核燃料物質を検知することができる装置を用いて点検を行うこと。
ハ 見張人に出入口を常時監視させること。ただし、出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知して表示することができる装置を設置した場合は、この限りでない。
9.特定核燃料物質の管理については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 特定核燃料物質は、防護区域内に置くこと。
ロ 見張人に、監視装置を用いる等の方法により特定核燃料物質を常時監視させること。ただし、鉄筋コンクリート造りの施設その他の堅固な構造の施設(以下この号及び第12号において「施設」という。)であって次に掲げる措置を講じたものの中に置かれている特定核燃料物質については、この限りでない。
(1)施設の出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知して表示することができる装置を設置すること。
(2)施設に立ち入ることが特に必要な者として当該施設に立ち入ることを認めた者以外の者の当該施設への立入りを禁止すること。
(3)見張人に、監視装置の有無並びに施設における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により施設の周辺を巡視させること。
ハ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その取扱いに係る特定核燃料物質又は設備若しくは装置に異常が認められた場合には、直ちに、その旨をあらかじめ指定した者に報告させること。
ニ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その日の作業の終了後に、その取扱いに係る特定核燃料物質並びに設備及び装置について点検を行わせ、当該点検において、当該特定核燃料物質又は設備若しくは装置について異常が認められた場合には直ちにその旨を、異常が認められない場合にはその旨を、あらかじめ指定した者に報告させること。
10.発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所内(防護区域内を除く。)において特定核燃料物質を運搬する場合については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 特定核燃料物質を収納する容器に施錠及び封印をすること。ただし、容易に開封されない構造の容器を用いる等施錠及び封印と同等以上の措置を講じたときは、この限りでない。
ロ 関係機関に運搬の日時及び経路を事前に通知すること。
11.監視装置は、次に掲げるところにより設置すること。
イ 人の侵入を確実に検知して速やかに表示する機能を有する監視装置を設置すること。
ロ 監視装置を構成する装置であって人の侵入を表示するものは、防護区域内若しくは周辺防護区域内又は周辺防護区域の近くであって見張人が常時監視できる位置に設置すること。
12.防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域並びに施設の出入口の鍵及び錠については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 取替え又は構造の変更を行う等複製が困難となるようにすること。
ロ 不審な点が認められた場合には、速やかに取替え又は構造の変更を行うこと。
ハ 鍵を管理する者としてあらかじめ指定した者にその鍵を厳重に管理させ、当該者以外の者がその鍵を取り扱うことを禁止すること。ただし、あらかじめその鍵を一時的に取り扱うことを認めた者については、この限りでない。
13.中央制御室(5号炉及び6号炉に係るものに限る。)及び特定重大事故等対処施設(設置許可基準規則第2条第2項第12号に規定する特定重大事故等対処施設をいう。以下この項において同じ。)に属する緊急時制御室(5号炉及び6号炉に係るものに限る。)については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 壁は、容易に破壊されないものであること。
ロ 出入口の扉は、鉄製その他の堅固な扉とすること。
14.中央制御室外から発電用原子炉施設を安全に停止させるための機能を有する機器(5号炉及び6号炉に係るものに限る。)には、その周囲に容易に破壊されない壁その他の障壁を当該機器の操作に支障を及ぼさないように設置すること。
15.交流電源を供給する全ての設備、原子炉施設を冷却する全ての設備、使用済燃料貯蔵槽を冷却する全ての設備及び水素が発生するおそれのある設備においてその滞留を防止する全ての設備のうち、防護区域内に存する設備であって、第5号イ若しくはロに掲げる者による妨害行為又は破壊行為により、原子炉施設若しくは使用済燃料貯蔵槽を冷却する機能又は水素が発生するおそれのある設備においてその滞留を防止する機能が喪失し、原子炉施設内の特定核燃料物質を原子炉施設を設置した工場又は事業所の外に漏出させることとなるおそれがある設備については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 周囲に柵等を設置し、容易に人が近づけない措置を講ずること。
ロ 周辺に照明装置等の容易に人の侵入を確認することができる設備又は装置を設置すること。
ハ イの規定により設置された柵等の中で作業又は巡視を行う場合には、2人以上の者が同時に作業又は巡視を行うこと。
16.交流電源を供給する全ての設備、原子炉施設を冷却する全ての設備、使用済燃料貯蔵槽を冷却する全ての設備及び水素が発生するおそれのある設備においてその滞留を防止する全ての設備のうち、防護区域の外にあり、容易に妨害行為又は破壊行為を受けるおそれがある設備であって、これらの行為により原子炉施設若しくは使用済燃料貯蔵槽を冷却する機能又は水素が発生するおそれのある設備においてその滞留を防止する機能が喪失し、原子炉施設内の特定核燃料物質を原子炉施設を設置した工場又は事業所の外に漏出させることとなるおそれがある設備には、周囲に容易に破壊されない壁その他の障壁を設置すること。
17.特定重大事故等対処施設(5号炉及び6号炉に係るものに限る。)は、防護区域内に設け、かつ、当該特定重大事故等対処施設を設置した防護区域内で作業又は巡視を行う場合には、2人以上の者が同時に作業又は巡視を行うこと。ただし、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の状況その他の事情により特定重大事故等対処施設を設ける必要がないと認める場合は、この限りでない。
18.発電用原子炉施設及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムは、電気通信回線を通じて妨害行為又は破壊行為を受けることがないように、電気通信回線を通じた当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断すること。
19.前号の情報システムに対する妨害行為又は破壊行為が行われるおそれがある場合又は行われた場合において迅速かつ確実に対応できるように適切な計画を作成すること。
20.特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置には、非常用電源設備及び無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する設備を備え、その機能を常に維持するための措置を講ずること。
21.特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置は、点検及び保守を行い、その機能を維持すること。
22.特定核燃料物質の防護のために必要な連絡に関し、次に掲げる措置を講ずること。
イ 見張人が常時監視を行うための詰所(以下「見張人の詰所」という。)を防護区域内又は周辺防護区域内の鉄筋コンクリート造りの施設その他の堅固な構造の施設内に設置すること。ただし、その周囲に人が容易に侵入することを防止できる十分な高さ及び構造を有する柵等の障壁を設置し、並びに当該障壁の周辺に照明装置等の容易に人の侵入を確認することができる設備又は装置を設置した鉄筋コンクリート造りの施設その他の堅固な構造の施設内に設置する場合は、この限りでない。
ロ 見張りを行っている見張人と見張人の詰所との間における連絡を容易に傍受できない方法により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ハ 防護区域内、周辺防護区域内及び立入制限区域内に連絡のための設備を設置し、見張人の詰所への連絡を容易に傍受できない方法により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ニ 見張人の詰所から関係機関への連絡は、定期的に、容易に傍受できない方法による二以上の連絡手段により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
21.地震、火災その他の災害により見張人の詰所が使用できない場合に備えて、次に掲げる措置を講ずること。
イ 見張人が常時監視できる装置を備えた監視所(以下「監視所」という。)を設置すること。
ロ 見張りを行っている見張人と監視所との間における連絡を容易に傍受できない方法により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ハ 防護区域内、周辺防護区域内及び立入制限区域内に連絡のための設備を設置し、監視所への連絡を容易に傍受できない方法により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ニ 監視所から関係機関への連絡は、定期的に、容易に傍受できない方法による二以上の連絡手段により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
24.従業者に対し、その職務の内容に応じて特定核燃料物質の防護のために必要な教育及び訓練を行うこと。
25.特定核燃料物質の防護のために必要な体制を整備すること。
26.特定核燃料物質の盗取、特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為若しくは特定核燃料物質が置かれている施設若しくは防護設備等に対する破壊行為(以下「妨害破壊行為等」という。)が行われるおそれがあり、又は行われた場合において迅速かつ確実に対応できるように適切な計画(以下「緊急時対応計画」という。)を作成すること。
27.特定核燃料物質の防護のために必要な措置に関する詳細な事項は、当該事項を知る必要があると認められる者以外の者に知られることがないよう管理すること。この場合において、次に掲げる特定核燃料物質の防護に関する秘密については、秘密の範囲及び業務上知り得る者を指定し、管理の方法を定めることにより、その漏えいの防止を図ること。
イ 原子力規制委員会が別に定める妨害破壊行為等の脅威に関する事項
ロ 特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置に関する詳細な事項
ハ 特定核燃料物質の防護のために必要な連絡に関する詳細な事項
ニ 特定核燃料物質の防護のために必要な体制に関する詳細な事項
ホ 見張人による巡視及び監視に関する詳細な事項
ヘ 緊急時対応計画に関する詳細な事項
ト 特定核燃料物質の防護のために必要な措置の評価に関する詳細な事項
チ 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令第3条第1号イ、ロ及びホに規定する特定核燃料物質(取扱いが容易な形態のものに限る。)の貯蔵施設に関する詳細な事項
リ 特定核燃料物質の工場又は事業所内の運搬に関する詳細な事項
28.前各号の措置は、原子力規制委員会が別に定める妨害破壊行為等の脅威に対応したものとすること。
29.前各号の措置については、定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な改善を行うこと。
《改正》平25省004
 第1項の表第7号から第11号までの特定核燃料物質の防護のために必要な措置については、次に掲げるもののほか、第2項第4号から第7号まで(第5号ハを除く。)、同項第9号(同号ロを除く。)、同項第11号(同号ロを除く。)、同項第18号から第21号まで及び同項第24号から第29号までの規定を準用する。この場合において、同項第4号中「防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、第5号中「防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、及び「防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域」とあるのは「防護区域」と、第6号中「防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、及び「防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域」とあるのは「防護区域」と、第7号中「防護区域内、周辺防護区域内及び立入制限区域内に、それぞれ」とあるのは「防護区域内に」と、「防護区域内、周辺防護区域内又は立入制限区域内」とあるのは「防護区域内」と、同項第28号中「前各号の措置は」とあるのは「第1項の表第7号から第9号までの特定核燃料物質(同表第8号ハ及びニに掲げる物質並びに同表第9号に掲げる物質のうち照射された同表第8号ハ及びニに掲げる物質に係るもの(照射直後にその表面から1メートルの距離において吸収線量率が1グレイ毎時以下であったものに限る。)を除く。)を取り扱う場合、前各号の措置は」と読み替えるものとする。
1.防護区域を定めること。
2.防護区域の周辺に、立入制限区域を定め、当該立入制限区域を柵等の障壁によって区画すること。
3.見張人に防護区域及び立入制限区域の出入口を常時監視させること。ただし、出入口に施錠した場合は、この限りでない。
4.特定核燃料物質が貯蔵され又は保管廃棄されている施設(以下この号において「貯蔵施設等」という。)については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 貯蔵施設等に立ち入ることが特に必要な者として当該貯蔵施設等に立ち入ることを認めた者以外の者の当該貯蔵施設等への立入りを禁止すること。
ロ 見張人に、監視装置の有無並びに貯蔵施設等における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該貯蔵施設等の周辺を巡視させること。
5.特定核燃料物質の防護に関する関係機関への連絡は、二以上の連絡手段により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
《改正》平25省004
(発電用原子炉主任技術者の選任等)
第17条の2 法第43条の3の26第1項の規定による発電用原子炉主任技術者の選任は、発電用原子炉ごとに行うものとする。ただし、1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉については兼任することを妨げない。
《追加》平25省004
 法第43条の3の26第1項の原子力規制委員会規則で定める実務の経験は、第1号から第4号までに掲げる期間が通算して3年以上であることとする。
1.発電用原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務に従事した期間
2.発電用原子炉の運転に関する業務に従事した期間
3.発電用原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務に従事した期間
4.発電用原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務に従事した期間
《追加》平25省004
 法第43条の3の26第2項で準用する法第40条第2項の規定による届出書の提出部数は、正本一通とする。
《追加》平25省004
(事故故障等の報告)
第18条 法第62条の3の規定により、発電用原子炉設置者(旧発電用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10日以内に原子力規制委員会に報告しなければならない。
1.核燃料物質の盗取又は所在不明が生じたとき。
2.核燃料物質(5号炉及び6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。
3.発電用原子炉設置者が、発電用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、発電用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。
4.発電用原子炉設置者が、安全上重要な機器等(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るもの並びに実施計画で定められたものを除く。)又は常設重大事故等対処設備に属する機器等(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉に係るもの並びに実施計画で定められたものを除く。)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実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則(平成25年原子力規制委員会規則第6号。以下「技術基準規則」という。)第17条若しくは第18条に定める基準に適合していないと認められたとき、当該常設重大事故等対処設備に属する機器等が技術基準規則第55条若しくは第56条に定める基準に適合していないと認められたとき又は発電用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。
5.火災により発電用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(1号炉、2号炉、3号炉及び4号炉並びに実施計画で定められたものを除く。)又は前号の常設重大事故等対処設備に属する機器等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。
6.前3号のほか、発電用原子炉施設の故障(発電用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。
7.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。
8.気体状の放射性廃棄物(5号炉及び6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16条第4号の濃度限度を超えたとき。
9.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16条第4号の濃度限度を超えたとき。
10.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16条第7号の濃度限度を超えたとき。
11.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。
12.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(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。
13.発電用原子炉施設(1号炉、2号炉、3号炉及び4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。
14.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5ミリシーベルト、放射線業務従事者以外の者にあっては0.5ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき。
15.放射線業務従事者について第10条第1項第1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。
16.挿入若しくは引抜きの操作を現に行っていない制御棒(1号炉、2号炉、3号炉及び4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(1号炉、2号炉、3号炉及び4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。
17.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。
《改正》平25省004
(使用前検査の申請)
第19条 使用前検査(法第64条の3第7項の検査のうち、発電用原子炉施設の使用の開始前に当該発電用原子炉施設の工事(第26条第1項に規定する発電用原子炉施設であって溶接をするものの溶接を除く。)及び性能について行うものをいう。以下同じ。)を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.発電用原子炉施設の設置又は変更に係る工場又は事業所の名称及び所在地
3.申請に係る発電用原子炉施設の概要
4.法第64条の3第1項又は第2項の認可の年月日
5.使用前検査を受けようとする工程、期日及び場所
6.申請に係る発電用原子炉施設の使用の開始の予定時期
《改正》平25省004
 前項の申請には、次の各号に掲げる事項を説明する書類を添えて提出しなければならない。
1.工事の工程
2.前号の工程における放射線管理(改造又は修理の工事に関するものに限る。)
 第1項の申請書又は前項各号の書類の内容に変更があった場合には、速やかにその変更の内容を説明する書類を提出しなければならない。
 第1項の申請書及び第3項の書類の提出部数は、正本一通及び写し一通とする。
(使用前検査の実施)
第20条 使用前検査は、次の表の上欄に掲げる工事の工程において、同表の下欄に掲げる検査事項について行うものとする。
工事の工程検査事項
一 実施計画に定められた発電用原子炉施設については、構造、強度又は漏えいに係る試験をすることができる状態になった時
実施計画に定められた発電用原子炉施設の構造、機能又は性能を確認する検査のうち次に掲げるもの
一 材料検査
二 寸法検査
三 外観検査
四 組立て及び据付け状態を確認する検査
五 耐圧検査
六 漏えい検査
二 実施計画に定められた発電用原子炉施設の設備の組立てが完了した時
実施計画に定められた発電用原子炉施設の運転に必要な機能又は性能を確認する検査
三 実施計画に定められた発電用原子炉施設の工事の計画に係る工事が完了した時
実施計画に定められた発電用原子炉施設の総合的な性能を確認する検査その他工事の完了を確認するために必要な検査
《改正》平25省004
 前項の規定にかかわらず、次の各号に掲げる場合は、使用前検査を受けることを要しない。
1.発電用原子炉施設を試験のために使用する場合であって、その使用の期間及び方法について原子力規制委員会の承認を受け、その承認を受けた期間内においてその承認を受けた方法により使用するとき。
2.発電用原子炉施設の一部が完成した場合であって、その完成した部分を使用しなければならない特別の理由がある場合(前号に掲げる場合を除く。)において、その使用の期間及び方法について原子力規制委員会の承認を受け、その承認を受けた期間内においてその承認を受けた方法により使用するとき。
3.発電用原子炉施設の設置の場所の状況又は工事の内容により、原子力規制委員会が支障がないと認めて使用前検査を受けないで使用することができる旨を指示した場合
《改正》平25省004
(機構が行う使用前検査)
第21条 令第2条第1項の規定により原子力規制委員会が独立行政法人原子力安全基盤機構(以下「機構」という。)に行わせる検査に関する事務の一部(使用前検査に係るものに限る。次条第1項及び第2項並びに第23条第1項において同じ。)は、次に掲げるものとする。
1.前条第1項の表の上欄第1号及び第2号に掲げる工事の工程において同表の下欄に掲げる検査事項
2.前条第1項の表の上欄第3号に掲げる工事の工程において同表の下欄に掲げる検査事項のうち次に掲げるもの
イ 原子炉圧力容器又は原子炉格納容器に係る可燃性ガス濃度制御設備
ロ 常用電源設備
ハ 原子炉圧力容器本体内及び原子炉格納容器本体内の未臨界を監視する設備
ニ 原子炉格納容器本体内の酸素ガス濃度又は水素ガス濃度を計測する装置
ホ 原子炉圧力容器本体又は原子炉格納容器本体内の温度を計測する装置
ヘ 気体、液体又は固体廃棄物貯蔵設備及び廃棄設備並びにこれらの設備に係る堰
ト 廃棄物貯蔵設備又は廃棄物処理設備からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置
チ 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
リ 使用済燃料貯蔵設備(使用済燃料貯蔵用容器を用いるものに限る。)
ヌ 放射線管理施設
ル 使用済燃料貯蔵槽から使用済燃料を取り出すための設備(燃料取扱設備を除く。)
ヲ 燃料取扱設備
ワ 使用済燃料運搬用容器
カ 発電用原子炉施設の運転を管理するための制御装置
《改正》平25省004
 前項の規定にかかわらず、発電用原子炉施設の構造、材料その他の関係により原子力規制委員会が自ら使用前検査を行う必要があると認めた場合は、当該発電用原子炉施設に係る使用前検査は、原子力規制委員会が自ら行うものとする。
《改正》平25省004
 原子力規制委員会は、前項の検査を行う必要があると認めた場合には、機構に対し、その旨を通知するものとする。
 機構は、次条第2項の通知に基づき、第1項の検査の方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を定めるものとする。
(機構が行う使用前検査の通知書等)
第22条 原子力規制委員会は、第19条第1項の申請書の提出を受けた場合には、第20条第1項の表の下欄に掲げる検査事項の使用前検査の実施に当たっての方法その他必要な事項を定めた当該申請に係る検査実施要領書(令第2条第1項の規定により機構が行う検査に関する事務の一部に係るものを除く。)を定めるものとする。
 原子力規制委員会は、第19条第1項の申請書の提出又は同条第3項の書類の提出を受けた場合に、当該申請に係る令第2条第1項の規定により、機構が行う検査に関する事務の一部については、次の各号に掲げる事項を記載した通知書により、機構に対し当該使用前検査に関する事務の一部の実施について通知するものとする。
1.使用前検査を受ける者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.使用前検査を受ける工場又は事業所の名称及び所在地
3.使用前検査を行う時期
4.使用前検査を行う場所
5.使用前検査の対象
6.使用前検査の方法
 前項の通知書には、次に掲げる書類の写しを添付するものとする。
1.法第64条の3第1項又は第2項の認可を受けた実施計画(使用前検査に係る部分に限る。)
2.第19条第1項の申請書及び同条第2項の書類又は同条第3項の書類
 原子力規制委員会は、第2項の通知書に記載された事項を変更したときは、速やかに、その旨を機構に通知するものとする。
(使用前検査結果の通知)
第23条 機構は、令第2条第1項の規定により検査に関する事務の一部を行ったときは、遅滞なく、その結果を原子力規制委員会に通知しなければならない。
 前項の通知は、次の各号に掲げる事項を記載した書面によって行うものとする。
1.使用前検査を受けた者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.使用前検査を受けた工場又は事業所の名称及び所在地
3.使用前検査を行った年月日
4.使用前検査を行った場所
5.使用前検査の対象
6.使用前検査の方法
7.使用前検査の結果
(使用前検査終了証)
第24条 原子力規制委員会は、使用前検査を終了したと認めたときは、当該申請に係る使用前検査終了証を交付する。
(試験使用の承認等の申請)
第25条 第20条第2項第1号又は第2号の承認を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.使用しようとする発電用原子炉施設の設置又は変更に係る工場又は事業所の名称及び所在地
3.使用しようとする発電用原子炉施設の概要
4.法第64条の3第1項又は第2項の認可の年月日
5.申請に係る発電用原子炉施設の使用開始の予定年月日及び使用期間
6.使用の方法
《改正》平25省004
 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類を添えて提出しなければならない。ただし、その申請が試験のための使用以外の使用に係る場合は第2号の書類を添付することを要しない。
1.使用又は試験使用を必要とする理由を記載した書類
2.試験項目及び試験工程表
(溶接検査を受ける発電用原子炉施設)
第26条 溶接検査(法第64条の3第7項の検査のうち、発電用原子炉施設の使用の開始前に当該発電用原子炉施設の溶接について行うもの(溶接をした発電用原子炉施設であって輸入したものの当該溶接について行う検査を除く。)をいう。以下同じ。)を受ける発電用原子炉施設は、次の各号に掲げるとおりとする。
1.原子炉本体又は原子炉格納施設に属する容器
2.原子炉本体に属する容器又は原子炉格納容器に取り付けられる管のうち、それが取り付けられる当該容器から最も近い止め弁までの部分
3.実施計画に定められた発電用原子炉施設に属する容器又は管であって、非常時に安全装置として使用されるもの(前号に規定するものを除く。)
4.実施計画に定められた発電用原子炉施設に属する容器(第3号に規定するものを除く。)又はこれらの施設に属する外径61ミリメートル(最高使用圧力98キロパスカル未満の管にあっては、100ミリメートル)を超える管(前2号に規定するものを除く。)であって、その内包する放射性物質の濃度が37ミリベクレル毎立方センチメートル(その内包する放射性物質が液体中にある場合は、37キロベクレル毎立方センチメートル)以上のもの
5.実施計画に定められた発電用原子炉施設に属する容器(第3号に規定するものを除く。)又はこれらの施設に属する外径150ミリメートル以上の管(第2号及び第3号に規定するものを除く。)であって、その内包する放射性物質の濃度が37ミリベクレル毎立方センチメートル(その内包する放射性物質が液体中にある場合は、37キロベクレル毎立方センチメートル)未満のもののうち、次に定める圧力以上の圧力を加えられる部分(以下「耐圧部分」という。)について溶接をするもの
イ 水用の容器又は管であって、最高使用温度100度未満のものについては、最高使用圧力1960キロパスカル
ロ 液化ガス(通常の使用状態での温度における飽和圧力が196キロパスカル以上であって、現に液体の状態であるもの又は圧力が196キロパスカルにおける飽和温度が35度以下であって、現に液体の状態であるものをいう。以下同じ。)用の容器又は管については、最高使用圧力零キロパスカル
ハ イ又はロに規定する容器以外の容器については、最高使用圧力98キロパスカル
ニ イ又はロに規定する管以外の管については、最高使用圧力980キロパスカル(長手継手の部分にあっては、490キロパスカル)
6.非常用電源設備又は補機駆動用燃料設備(非常用電源設備に係るものを除く。)に属する容器のうち、耐圧部分について溶接をするもの
7.非常用電源設備、火災防護設備又は浸水防護施設に係る外径150ミリメートル以上の管のうち、耐圧部分について溶接をするもの
《改正》平25省004
(溶接検査の申請)
第27条 溶接検査を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.溶接検査を受けようとする容器又は管の種類、主要寸法、最高使用圧力、最高使用温度及び内包する放射性物質の濃度
3.溶接工程表
4.溶接検査を受けようとする事項、期日及び場所
 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類を添付しなければならない。
1.溶接設備の種類及び容量、溶接部の設計及び溶接施行法並びに溶接を行う者の氏名を記載した溶接明細書
2.溶接検査を受けようとする容器又は管の構造図
3.溶接部の設計図
 第1項の申請書又は前項の書類に記載された事項を変更したときは、速やかに届け出なければならない。
 第1項の申請書及び前項の届出に係る書類の提出部数は、正本一通及び写し一通とする。
(溶接検査の実施)
第28条 溶接検査は、次の各号に掲げる工程ごとに行う。ただし、原子力規制委員会がやむを得ないと認めるときは、次の各号に掲げる工程に代えて、原子力規制委員会が適当と認める工程によることができる。
1.溶接作業を行うとき(第26条第5号に規定する容器又は管についての漏止め溶接に係る場合及び溶接作業の標準化、溶接に使用する材料の規格化等の状況により、原子力規制委員会が支障がないものとしてこの工程における溶接検査を受けないで容器又は管を使用することを承認した場合を除く。)。
2.非破壊試験を必要とする溶接部については、非破壊試験を行うことができる状態になったとき。
3.突合せ溶接部については、機械試験を行うことができる状態になったとき。
4.耐圧試験を行うことができる状態になったとき(第26条第5号に規定する容器又は管についての漏止め溶接に係る場合を除く。)。
 前項の規定にかかわらず、次の各号に掲げる場合は、溶接検査を受けることを要しない。
1.溶接作業の標準化、溶接に使用する材料の規格化等の状況により、原子力規制委員会が支障がないと認めて溶接検査を受けないで使用することができる旨の指示をした場合
2.次に掲げる設備を、あらかじめ、原子力規制委員会に届け出て発電用原子炉施設として使用する場合
イ ボイラー及び圧力容器安全規則(昭和47年労働省令第33号)第7条第1項若しくは第53条第1項の溶接検査に合格した設備又は同規則第84条第1項若しくは第90条の2において準用する第84条第1項の検定を受けた設備
ロ 発電用原子炉施設(一般高圧ガス保安規則(昭和41年通商産業省令第53号)第2条第1号、第2号又は第4号に規定するガスを内包する液化ガス設備に係るものに限る。)であって、高圧ガス保安法(昭和26年法律第204号)第56条の3の特定設備検査に合格し、又は同法第56条の6の14第2項の規定若しくは第56条の6の22第2項において準用する第56条の6の14第2項の規定による特定設備基準適合証の交付を受けたもの
3.漏止め溶接のみをした第26条第5号に規定する容器又は管(耐圧部分についてその溶接のみを新たにするものを含む。)を使用する場合
《改正》平25省004
(輸入溶接検査の申請)
第29条 輸入溶接検査(法第64条の3第7項の検査のうち、溶接をした発電用原子炉施設であって輸入したものの当該溶接について行うものをいう。以下同じ。)を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.溶接施行工場の名称及び所在地
3.輸入溶接検査を受けようとする容器又は管の種類、主要寸法、最高使用圧力、最高使用温度及び内包する放射性物質の濃度
4.輸入溶接検査を受けようとする事項、期日及び場所
《改正》平25省004
 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類を添付しなければならない。
1.溶接の方法に関する説明書
2.輸入溶接検査を受けようとする容器又は管の構造図
3.溶接部の設計図
4.溶接(第26条第5号に規定する容器又は管についての漏止め溶接を除く。)についての材料試験、開先形状の検査、溶接施行方法の検査(溶接部の設計及び溶接の方法の検査をいう。)、非破壊試験(第28条第1項第2号に規定する溶接部に関するものに限る。)、機械試験(突合せ溶接部に関するものに限る。)及び耐圧試験の結果に関する資料並びに溶接後熱処理の方法に関する説明書
 第1項の申請書又は前項の書類に記載された事項を変更したときは、速やかに届け出なければならない。
 第1項の申請書及び前項の届出に係る書類の提出部数は、正本一通及び写し一通とする。
(機構が行う溶接検査又は輸入溶接検査)
第30条 令第2条第1項の規定により、原子力規制委員会が機構に行わせる検査に関する事務の一部(溶接検査又は輸入溶接検査に係るものに限る。次条第1項及び第2項並びに第32条第1項において同じ。)は、第27条又は第29条の申請を受けた発電用原子炉施設の検査であって、第26条に掲げるものとする。
《改正》平25省004
 前項の規定にかかわらず、発電用原子炉施設の構造、材料その他の関係により原子力規制委員会が自ら溶接検査又は輸入溶接検査を行う必要があると認めた場合は、当該発電用原子炉施設に係る溶接検査又は輸入溶接検査は、原子力規制委員会が自ら行うものとする。
《改正》平25省004
 原子力規制委員会は、前項の検査を行う必要があると認めた場合には、機構に対し、その旨を通知するものとする。
 機構は、次条第2項の通知に基づき、第1項の検査の方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を定めるものとする。
(機構が行う溶接検査又は輸入溶接検査の通知書等)
第31条 原子力規制委員会は、第27条第1項又は第29条第1項の申請書の提出を受けた場合には、溶接検査又は輸入溶接検査の実施に当たっての方法その他必要な事項を定めた当該申請に係る検査実施要領書(令第2条第1項の規定により機構が行う検査に関する事務の一部に係るものを除く。)を定めるものとする。
 原子力規制委員会は、第27条第1項の申請書若しくは同条第3項の書類又は第29条第1項の申請書若しくは同条第3項の書類の提出を受けた場合に、当該申請に係る令第2条第1項の規定により、機構が行う検査に関する事務の一部については、次の各号に掲げる事項を記載した通知書により、機構に対し当該溶接検査又は輸入溶接検査に関する事務の一部の実施について通知するものとする。
1.溶接検査又は輸入溶接検査を受ける者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.溶接検査又は輸入溶接検査を受ける工場又は事業所の名称及び所在地
3.溶接検査又は輸入溶接検査を行う時期
4.溶接検査又は輸入溶接検査を行う場所
5.溶接検査又は輸入溶接検査の対象
6.溶接検査又は輸入溶接検査の方法
 前項の通知書には、次に掲げる書類の写しを添付するものとする。
1.法第64条の3第1項又は第2項の認可を受けた実施計画(溶接検査又は輸入溶接検査に係る部分に限る。)
2.第27条第1項の申請書及び同条第2項の書類若しくは同条第3項の書類又は第29条第1項の申請書及び同条第2項の書類若しくは同条第3項の書類
 原子力規制委員会は、第2項の通知書に記載された事項を変更したときは、速やかに、その旨を機構に通知するものとする。
(溶接検査又は輸入溶接検査の結果の通知)
第32条 機構は、令第2条第1項の規定により検査に関する事務の一部を行ったときは、遅滞なく、その結果を原子力規制委員会に通知しなければならない。
 前項の通知は、次の各号に掲げる事項を記載した書面によって行うものとする。
1.溶接検査又は輸入溶接検査を受けた者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.溶接検査又は輸入溶接検査を受けた工場又は事業所の名称及び所在地
3.溶接検査又は輸入溶接検査を行った年月日
4.溶接検査又は輸入溶接検査を行った場所
5.溶接検査又は輸入溶接検査の対象
6.溶接検査又は輸入溶接検査の方法
7.溶接検査又は輸入溶接検査の結果
(溶接検査又は輸入溶接検査の終了証等)
第33条 原子力規制委員会は、溶接検査又は輸入溶接検査を行い、終了したと認めたときは、当該申請に係る溶接検査又は輸入溶接検査の終了証を交付するとともに、その溶接をした容器又は管を刻印又はこれに代わるもので示すものとする。
(施設定期検査の申請)
第34条 施設定期検査(法第64条の3第7項の検査のうち、発電用原子炉施設の使用を開始した後、1年以内ごとに1回、定期に、当該発電用原子炉施設の性能について行うものをいう。以下同じ。)を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を希望する検査開始日の1月前までに原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
3.施設定期検査を受けようとする発電用原子炉施設の種類及び施設番号
4.施設定期検査を受けようとする期日
《改正》平25省004
 前項の申請には、施設定期検査に関する放射線管理を説明する書類を添えて提出しなければならない。
 第1項の申請書又は第2項の書類の内容に変更があった場合には、速やかにその変更の内容を説明する書類を提出しなければならない。
 第1項の申請書及び第3項の書類の提出部数は、正本一通及び写し一通とする。
(施設定期検査の実施)
第35条 施設定期検査は、発電用原子炉施設のうち実施計画で定めるものの性能について行うものとする。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉については、廃止措置対象施設に核燃料物質が存在する場合を除き、この限りでない。
《改正》平25省004
 前項ただし書の場合においては、施設定期検査は、次に掲げる施設のうち、核燃料物質の取扱い又は貯蔵に係るものについて行うものとする。
1.核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
2.放射性廃棄物の廃棄施設
3.放射線管理施設
4.非常用電源設備
 前2項の規定にかかわらず、次の各号に掲げる場合は、施設定期検査を受けることを要しない。
1.使用の状況から1年以内ごとに1回、施設定期検査を行う必要がないと認めて原子力規制委員会が施設定期検査を受けるべき時期を定めて承認したとき。
2.災害その他非常の場合において、施設定期検査を受けることが著しく困難であると認めて原子力規制委員会が施設定期検査を受けるべき時期を定めて承認したとき。
 前項第1号又は第2号の承認を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
1.氏名又は名称又は住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
2.発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
3.施設定期検査を受けようとする発電用原子炉施設の種類及び施設番号
4.直近の施設定期検査が終了した年月日
5.施設定期検査開始希望年月日
6.施設定期検査を行う時期を変更しなければならない理由
《改正》平25省004
 前項の申請書には、使用の状況を記載した書類を添えて提出しなければならない。ただし、第3項第2号の承認を受けようとする場合には、当該書類を添付することを要しない。
(機構が行う施設定期検査)
第36条 令第2条第1項の規定により原子力規制委員会が機構に行わせる検査に関する事務の一部(施設定期検査に係るものに限る。次条第1項及び第2項並びに第38条第1項において同じ。)は、第34条の申請を受けた発電用原子炉施設の検査であって、次に掲げるものとする。
1.原子炉圧力容器又は原子炉格納容器に係る可燃性ガス濃度制御設備
2.常用電源設備
3.原子炉圧力容器本体内及び原子炉格納容器本体内の未臨界を監視する設備
4.原子炉格納容器本体内の酸素ガス濃度又は水素ガス濃度を計測する装置
5.原子炉圧力容器本体又は原子炉格納容器本体内の温度を計測する装置
6.気体、液体又は固体廃棄物貯蔵設備及び廃棄設備並びにこれらの設備に係る堰
7.廃棄物貯蔵設備又は廃棄物処理設備からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置
8.使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
9.使用済燃料貯蔵設備(使用済燃料貯蔵用容器を用いるものに限る。)
10.放射線管理施設
11.使用済燃料貯蔵槽から使用済燃料を取り出すための設備(燃料取扱設備を除く。)
12.燃料取扱設備
13.使用済燃料運搬用容器
14.発電用原子炉施設の運転を管理するための制御装置
《改正》平25省004
 前項の規定にかかわらず、発電用原子炉施設の構造、材料その他の関係により原子力規制委員会が自ら施設定期検査を行う必要があると認めた場合は、当該発電用原子炉施設に係る施設定期検査は、原子力規制委員会が自ら行うものとする。
《改正》平25省004
 原子力規制委員会は、前項の検査を行う必要があると認めた場合には、機構に対し、その旨を通知するものとする。
 機構は、次条第2項の通知に基づき、第1項の検査の方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を定めるものとする。
(機構が行う施設定期検査の通知書等)
第37条 原子力規制委員会は、第34条第1項の申請書の提出を受けた場合には、施設定期検査の方法その他必要な事項を定めた当該申請に係る検査実施要領書(令第2条第1項の規定により機構が行う検査に関する事務の一部に係るものを除く。)を定めるものとする。
 原子力規制委員会は、第34条第1項又は第3項の書類の提出を受けた場合に、当該申請に係る令第2条第1項の規定により、機構が行う検査に関する事務の一部の実施については、次の各号に掲げる事項を記載した通知書により、機構に対し当該施設定期検査に関する事務の実施について通知するものとする。
1.施設定期検査を受ける者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、代表者の氏名
2.施設定期検査を受ける工場又は事業所の名称及び所在地
3.施設定期検査を行う時期
4.施設定期検査を行う場所
5.施設定期検査の対象
6.施設定期検査の方法
 前項の通知書には、第34条第1項の申請書及び同条第2項の書類又は同条第3項の書類の写しを添付するものとする。
 原子力規制委員会は、第2項の通知書に記載された事項を変更したときは、速やかに、その旨を機構に通知するものとする。
(施設定期検査結果の通知)
第38条 機構は、令第2条第1項の規定により検査に関する事務の一部を行ったときは、遅滞なく、その結果を原子力規制委員会に通知しなければならない。
 前項の通知は、次の各号に掲げる事項を記載した書面によって行うものとする。
1.施設定期検査を受けた者の氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、代表者の氏名
2.施設定期検査を受けた工場又は事業所の名称及び所在地
3.施設定期検査を行った年月日
4.施設定期検査を行った場所
5.施設定期検査の対象
6.施設定期検査の方法
7.施設定期検査の結果
(施設定期検査終了証)
第39条 原子力規制委員会は、施設定期検査を終了したと認めたときは、当該申請に係る施設定期検査終了証を交付する。
(保安検査)
第40条 保安検査(法第64条の3第7項の検査のうち、保安のための措置の実施について行うものをいう。以下同じ。)は、毎年4回行うものとする。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた発電用原子炉施設に係る検査にあっては、廃止措置の実施状況に応じ、毎年4回以内行うものとする。
《改正》平25省004
 前項に掲げるもののほか、保安検査は、実施計画による保安のための措置の適正な実施を確保するため必要があると認めるときに行うものとする。
(特定核燃料物質の防護のための措置の実施についての検査)
第41条 法第64条の3第7項の検査のうち、特定核燃料物質の防護のための措置に係る検査は、毎年1回行うものとする。
(身分を示す証明書)
第42条 法第64条の3第8項において準用する法第12条第7項の身分を示す証明書の様式は、別記様式によるものとする。
(検査事務を実施する者)
第43条 機構が行う令第2条第1項に規定する検査に関する事務の一部を実施する者は、機構の職員であって、次の各号の法第66条の主務省令で定める資格のいずれかに該当し、かつ、機構の理事長が選任した者とする。
1.学校教育法(昭和22年法律第26号)による大学(短期大学を除く。)において、理学若しくは工学に関する学科を修めて卒業した者又はこれと同等以上の学力を有すると認められる者であって、原子力施設(製錬施設を除く。)の保安その他の保安に関する行政事務に通算して2年以上従事した経験又は原子力施設に係る設計、建築、補修、検査、品質保証若しくは運転に関する事務に3年以上従事した経験を有し、かつ、原子力規制委員会が定める研修を修了したもの
2.学校教育法による短期大学又は高等専門学校において、理学若しくは工学に関する学科を修めて卒業した者又はこれと同等以上の学力を有すると認められる者であって、保安行政事務に通算して4年以上従事した経験又は保安事務に5年以上従事した経験を有し、かつ、原子力規制委員会が定める研修を修了したもの
3.保安行政事務に通算して6年以上従事した経験又は保安事務に7年以上従事した経験を有し、かつ、原子力規制委員会が定める研修を修了した者
4.原子力施設検査官の職にあった者
5.電気事業法(昭和39年法律第170号)第104条第2項及び第3項の電気工作物検査官の職にあった者又は旧電気工作物検査員(原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う経済産業省令・原子力規制委員会規則の整理等に関する命令第3条の規定による廃止前の電気事業法の規定に基づく独立行政法人原子力安全基盤機構の検査等の実施に関する省令(平成15年経済産業省令第111号)第2条に規定する電気工作物検査員をいう。)の経験を有する者であって、原子力規制委員会が定める研修を修了したもの
6.前各号に掲げる者と同等以上の知識及び経験を有していると原子力規制委員会が認める者
《改正》平25省004
附 則
(施行期日)
 この規則は、公布の日から施行する。ただし、次の各号に掲げる規定は、当該各号に定める日から施行する。
1.第17条第2項第16号の規定 平成25年12月29日
2.第17条第2項第15号及び第22号の規定 平成26年3月30日
(経過措置)
 この規則の適用の日前に法第34条の規定により記録した実用炉規則第7条第1項の表の上欄に掲げる事項の保存については、なお従前の例による。
 この規則の適用の際現に実用炉規則第12条第3号の規定により原子力規制委員会が指定する者の認定を受けている者は、第14条第1項第3号の規定により原子力規制委員会が告示で定める基準に適合したものとみなす。この場合において、当該基準に適合した者に係る有効期限については、なお従前の例による。
 この規則の適用の日前に実用炉規則第11条の2第1項の規定により策定された原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する10年間の計画は、第13条第1項の規定により策定された10年間に実施すべき当該原子炉施設についての保守管理に関する方針とみなす
様式(略)