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

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（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。

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。

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、毎日一回。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一回とする。	巡視又は点検を実施した施設又は設備を廃棄した後五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五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（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉（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一号炉、二号炉、三号炉又は四号炉をいう。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	十年間
ロ　原子炉本体（一号炉、二号炉、三号炉及び四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	運転中一時間ごと	十年間
ハ　制御材（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉に係るものを除く。）の位置	運転中一時間ごと	一年間
ニ　再結合装置（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉に係るものを除く。）内の温度	運転中一時間ごと	一年間
ホ　発電用原子炉（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉を除く。）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	毎日一回	一年間
ヘ　発電用原子炉（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉を除く。）内における燃料体の配置	配置又は配置替えの都度	取出後十年間
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	一年間
チ　発電用原子炉（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉を除く。）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	一年間
リ　警報装置から発せられた警報の内容	その都度	一年間
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	一年間
ル　原子炉本体（四号炉、五号炉及び六号炉（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五号炉及び六号炉をいう。以下同じ。）に係るものを除く。）に注入する冷却材の流量	毎日一回	十年間
ヲ　原子炉圧力容器（四号炉、五号炉及び六号炉に係るものを除く。）の底部の温度	連続して	十年間
ワ　原子炉格納容器（四号炉、五号炉及び六号炉に係るものを除く。）内の温度	連続して	十年間
カ　使用済燃料貯蔵槽における冷却材の温度	毎日一回	十年間
ヨ　原子炉格納容器（四号炉、五号炉及び六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	毎日一時間ごと	十年間
タ　原子炉圧力容器（四号炉、五号炉及び六号炉に係るものを除く。）及び原子炉格納容器（四号炉、五号炉及び六号炉に係るものを除く。）に封入される窒素の流量	毎日一回	十年間
レ　原子炉格納容器（四号炉、五号炉及び六号炉に係るものを除く。）内における水素の濃度	毎日一回	十年間
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	毎日一回	十年間
ツ　建屋周辺の地下水の水位及び放射能濃度	測定の都度	十年間
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	十年間
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	取出後十年間
ハ　使用済燃料の種類別の取出量	取出しの都度	十年間
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一回	十年間
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	五年間
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	十年間
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	取出後十年間
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 　（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	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
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 　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	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
五　放射線管理記録 　イ　発電用原子炉施設（五号炉及び六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	毎日一回。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一回とし、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一回とする。	十年間
ロ　原子炉本体（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉並びに法第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（一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉並びに法第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（一号炉、二号炉、三号炉及び四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	毎日一回。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一回とし、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一回とする。	十年間
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一日間及び三月間についての平均濃度	一日間の平均濃度にあっては毎日一回、三月間の平均濃度にあっては三月ごとに一回	十年間
ニ　管理区域における外部放射線に係る一週間の線量当量、空気中の放射性物質の一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	毎週一回	十年間
ホ　放射線業務従事者の四月一日を始期とする一年間の線量、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四月一日、七月一日、十月一日及び一月一日を始期とする各三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一日を始期とする一月間の線量	一年間の線量にあっては毎年度一回、三月間の線量にあっては三月ごとに一回、一月間の線量にあっては一月ごとに一回	第4項に定める期間
ヘ　四月一日を始期とする一年間の線量が二十ミリシーベルトを超えた放射線業務従事者の当該一年間を含む原子力規制委員会が定める五年間の線量	原子力規制委員会が定める五年間において毎年度一回（上欄に掲げる当該一年間以降に限る。）	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五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	一年間
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	一年間
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	十年間
ロ　降雨量	連続して	十年間
ハ　大気温度	連続して	十年間
八　保安教育の記録 　イ　保安教育の実施計画	策定の都度	三年間
ロ　保安教育の実施日時及び項目	実施の都度	三年間
ハ　保安教育を受けた者の氏名	実施の都度	三年間
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五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	毎日一回	一年間
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	五年間
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一回	一年間
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	毎日一回	一年間
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	一年間
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	一年間
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	五年間
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	五年間
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十年間
（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十年間
（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十年間
（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十年間
（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十年間
（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十年間
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十年間
（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十年間
（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十年間
（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十年間
（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十年間
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十年間

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五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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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、原則として毎日一回以上、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。

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、毎週一回以上（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一回以上）、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。

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。

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。

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三十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三十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、十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。

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三十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四十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。

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四十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四十年を経過した日以降十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、十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。

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三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、前三項の保守管理に関する方針を変更しなければならない。

前四項の規定は一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉並びに法第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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（プルトニウム二三八の同位体濃度が百分の八十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二キログラム以上のもの 　ロ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十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、ウラン二三五の量が五キログラム以上のもの 　ハ　ウラン二三三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、ウラン二三三の量が二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、その表面から一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。）が一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、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一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五百グラムを超え二キログラム未満のもの 　ロ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十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、ウラン二三五の量が一キログラムを超え五キログラム未満のもの 　ハ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の十以上で百分の二十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、ウラン二三五の量が十キログラム以上のもの 　ニ　ウラン二三三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、ウラン二三三の量が五百グラムを超え二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、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一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、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一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十五グラムを超え五百グラム以下のもの 　ロ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十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、ウラン二三五の量が十五グラムを超え一キログラム以下のもの 　ハ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の十以上で百分の二十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、ウラン二三五の量が一キログラムを超え十キログラム未満のもの 　ニ　ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が天然の比率を超え百分の十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、ウラン二三五の量が十キログラム以上のもの 　ホ　ウラン二三三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、ウラン二三三の量が十五グラムを超え五百グラム以下のもの 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一メートルの距離において吸収線量率が一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、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一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、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時を超えるものに限る。）	第3項に定める措置

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。

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一メートルの距離において吸収線量率が一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。

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、一号炉、二号炉、三号炉及び四号炉については兼任することを妨げない。

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三年以上であることとする。

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。

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。

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。

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。

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

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（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、一年以内ごとに一回、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一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。

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。

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。

前二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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（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、毎年四回行うものとする。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、毎年四回以内行うものとする。

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。

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、毎年一回行うものとする。

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。

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。