けんきゅうかいはつだんかいはつでんようげんしろのせっち、うんてんとうにかんするきそく
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
平成12年総理府令第122号
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）の規定に基づき、及び同法を実施するため、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を次のように定める。
（適用範囲）
第1条 この規則は、研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設について適用する。
（定義）
第2条 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」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、自然放射線以外のものをいう。
二 「放射性廃棄物」とは、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物で廃棄しようとするものをいう。
三 「燃料体」とは、発電用原子炉に燃料として使用できる形状又は組成の核燃料物質をいう。
四 「管理区域」とは、炉室、使用済燃料の貯蔵施設、放射性廃棄物の廃棄施設等の場所であって、その場所における外部放射線に係る線量が原子力規制委員会の定める線量を超え、空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれている放射性物質を除く。以下同じ。）の濃度が原子力規制委員会の定める濃度を超え、又は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が原子力規制委員会の定める密度を超えるおそれのあるものをいう。
五 「保全区域」とは、発電用原子炉施設の保全のために特に管理を必要とする場所であって、管理区域以外のものをいう。
六 「周辺監視区域」とは、管理区域の周辺の区域であって、当該区域の外側のいかなる場所においてもその場所における線量が原子力規制委員会の定める線量限度を超えるおそれのないものをいう。
七 「放射線業務従事者」とは、発電用原子炉の運転、発電用原子炉施設の保全、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の運搬、貯蔵、廃棄又は汚染の除去等の業務に従事する者であって、管理区域に立ち入るものをいう。
（発電用原子炉の設置の許可の申請）
第3条 法第43条の3の5第2項の発電用原子炉の設置の許可の申請書の記載については、次の各号によるものとする。
一 法第43条の3の5第2項第3号の発電用原子炉の熱出力については、連続最大熱出力を記載すること。
二 法第43条の3の5第2項第5号の発電用原子炉施設の位置、構造及び設備については、次の区分によって記載すること。
イ 発電用原子炉施設の位置
（1） 敷地の面積及び形状
（2） 敷地内における主要な発電用原子炉施設の位置
ロ 発電用原子炉施設の一般構造
（1） 耐震構造
（2） 耐津波構造（研究開発段階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9号。以下「研開炉設置許可基準規則」という。）第5条に規定する基準津波に対して発電用原子炉施設の安全機能が損なわれるおそれがないよう措置を講じた構造をいう。）
（3） その他の主要な構造
ハ 原子炉本体の構造及び設備
（1） 発電用原子炉の炉心（以下単に「炉心」という。）
（i） 構造
（ii） 燃料体の最大挿入量
（iii） 主要な核的制限値
（iv） 主要な熱的制限値
（2） 燃料体
（i） 燃料材（熱を発生するために成形された核燃料物質をいう。以下同じ。）の種類
（ii） 燃料被覆材（核分裂生成物の飛散を防ぎ、かつ、冷却材による侵食を防ぐために燃料材を覆う金属管をいう。以下同じ。）の種類
（iii） 燃料要素（燃料材、燃料被覆材及び端栓からなる炉心の構成要素であって、構造上独立の最小単位であるものをいう。以下同じ。）の構造
（iv） 燃料集合体の構造
（v） 最高燃焼度
（3） 減速材及び反射材の種類
（4） 原子炉容器
（i） 構造
（ii） 最高使用圧力及び最高使用温度
（5） 放射線遮蔽体の構造
（6） その他の主要な事項
ニ 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
（1） 核燃料物質取扱設備の構造
（2） 核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力
（3） 核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力
ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備
（1） 1次冷却材設備
（i） 冷却材の種類
（ii） 主要な機器及び管の個数及び構造
（iii） 冷却材の温度及び圧力
（2） 2次冷却設備
（i） 冷却材の種類
（ii） 主要な機器の個数及び構造
（3） 非常用冷却設備
（i） 冷却材の種類
（ii） 主要な機器及び管の個数及び構造
（4） その他の主要な事項
ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備
（1） 計装
（i） 核計装の種類
（ii） その他の主要な計装の種類
（2） 安全保護回路
（i） 原子炉停止回路の種類
（ii） その他の主要な安全保護回路の種類
（3） 制御設備
（i） 制御材の個数及び構造
（ii） 制御材駆動設備の個数及び構造
（iii） 反応度制御能力
（4） 非常用制御設備
（i） 制御材の個数及び構造
（ii） 主要な機器の個数及び構造
（iii） 反応度制御能力
（5） その他の主要な事項
ト 放射性廃棄物の廃棄施設の構造及び設備
（1） 気体廃棄物の廃棄施設
（i） 構造
（ii） 廃棄物の処理能力
（iii） 排気口の位置
（2） 液体廃棄物の廃棄設備
（i） 構造
（ii） 廃棄物の処理能力
（iii） 排水口の位置
（3） 固体廃棄物の廃棄設備
（i） 構造
（ii） 廃棄物の処理能力
チ 放射線管理施設の構造及び設備
（1） 屋内管理用の主要な設備の種類
（2） 屋外管理用の主要な設備の種類
リ 原子炉格納施設の構造及び設備
（1） 原子炉格納容器の構造
（2） 原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並びに漏えい率
（3） 非常用格納容器保護設備の構造
（4） その他の主要な事項
ヌ その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備
（1） 常用電源設備の構造
（2） 非常用電源設備の構造
（3） その他の主要な事項
三 法第43条の3の5第2項第6号の工事計画については、工事の順序及び日程を記載すること。
四 法第43条の3の5第2項第7号の発電用原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間予定使用量については、核燃料物質の種類ごとに年間予定挿入量及び燃焼量を記載すること。
五 法第43条の3の5第2項第8号の使用済燃料の処分の方法については、その売渡し、貸付け、返還等の相手方及びその方法又はその廃棄の方法を記載すること。
六 法第43条の3の5第2項第9号の発電用原子炉施設における放射線の管理に関する事項については、次に掲げる事項を記載すること。
イ 核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物による放射線被ばくの管理の方法
ロ 放射性廃棄物の廃棄に関する事項
ハ 周辺監視区域の外における実効線量の算定の条件及び結果
七 法第43条の3の5第2項第10号の発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項については、次に掲げる事故の区分に応じ、それぞれ次に定める事項について記載すること。
イ 運転時の異常な過渡変化（研開炉設置許可基準規則第2条第2項第3号に規定する運転時の異常な過渡変化をいう。以下この号において同じ。） 事故に対処するために必要な施設並びに発生すると想定される事故の程度及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果
ロ 設計基準事故（研開炉設置許可基準規則第2条第2項第4号に規定する設計基準事故をいう。以下この号において同じ。） 事故に対処するために必要な施設並びに発生すると想定される事故の程度及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果
ハ 重大事故に至るおそれがある事故（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。） 事故に対処するために必要な施設及び体制並びに発生すると想定される事故の程度及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果
2 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（以下「令」という。）第20条の2第2項の原子力規制委員会規則で定める書類は、次に掲げるとおりとする。
一 発電用原子炉の使用の目的に関する説明書
二 発電用原子炉の熱出力に関する説明書
三 工事に要する資金の額及び調達計画を記載した書類
四 発電用原子炉の運転に要する核燃料物質の取得計画を記載した書類
五 発電用原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書
六 発電用原子炉施設を設置しようとする場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況に関する説明書
七 発電用原子炉又はその主要な附属施設を設置しようとする地点から20キロメートル以内の地域を含む縮尺20万分の1の地図及び5キロメートル以内の地域を含む縮尺5万分の1の地図
八 発電用原子炉施設の安全設計に関する説明書
九 発電用原子炉施設の放射線の管理に関する説明書
十 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書
十一 法人にあっては、定款、登記事項証明書並びに最近の財産目録、貸借対照表及び損益計算書
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（重大事故）
第4条 法第43条の3の6第1項第3号の原子力規制委員会規則で定める重大な事故は、次に掲げるものとする。
一 炉心の著しい損傷
二 核燃料物質貯蔵設備に貯蔵する燃料体又は使用済燃料の著しい損傷
（変更の許可の申請）
第5条 令第20条の3の変更の許可の申請書の記載については、次の各号によるものとする。
一 令第20条の3第3号の変更の内容については、法第43条の3の5第2項第3号の発電用原子炉の熱出力の変更に係る場合にあっては、連続最大熱出力を記載し、同項第5号の発電用原子炉施設の位置、構造及び設備の変更に係る場合にあっては、第3条第1項第2号に掲げる区分によって記載し、法第43条の3の5第2項第8号の使用済燃料の処分の方法の変更に係る場合にあっては、その売渡し、貸付け、返還等の相手方及びその方法又はその廃棄の方法を記載し、同項第9号の発電用原子炉施設における放射線の管理に関する事項の変更に係る場合にあっては、第3条第1項第6号に掲げる事項を記載し、法第43条の3の5第2項第10号の発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項の変更に係る場合にあっては、第3条第1項第7号に掲げる区分によって記載すること。
二 令第20条の3第5号の工事計画については、工事の順序及び日程を記載すること。
2 法第43条の3の5第2項第2号から第5号まで、第9号又は第10号に掲げる事項の変更に係る令第20条の3の許可の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 変更後における発電用原子炉の使用の目的に関する説明書
二 変更後における発電用原子炉の熱出力に関する説明書
三 変更の工事に要する資金の額及び調達計画を記載した書類
四 変更後における発電用原子炉の運転に要する核燃料物質の取得計画を記載した書類
五 変更に係る発電用原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書
六 変更に係る発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況に関する説明書
七 変更に係る発電用原子炉又はその主要な附属施設の設置の地点から20キロメートル以内の地域を含む縮尺20万分の1の地図及び5キロメートル以内の地域を含む縮尺5万分の1の地図
八 変更後における発電用原子炉施設の安全設計に関する説明書
九 変更後における発電用原子炉施設の放射線の管理に関する説明書
十 変更後における発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（届出を要する発電用原子炉施設の位置、構造及び設備の変更）
第6条 法第43条の3の8第4項の原子力規制委員会規則で定める変更は、次に掲げる変更であって、法第43条の3の5第2項第9号又は第10号に掲げる事項の変更を伴わないものとする。
一 第3条第1項第2号ニ（2）の核燃料物質貯蔵設備のうち、使用済燃料貯蔵設備の構造の変更であって、同一の工場又は事業所内に存する2以上の発電用原子炉施設において使用済燃料貯蔵設備の全部又は一部を共用するもの（当該使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する使用済燃料の種類の変更を伴うものを除く。）
二 第3条第1項第2号ト（1）の気体廃棄物の廃棄施設、同号ト（2）の液体廃棄物の廃棄設備又は同号ト（3）の固体廃棄物の廃棄設備の構造の変更のうち、同一の工場又は事業所内に存する2以上の発電用原子炉施設において気体廃棄物の廃棄施設、液体廃棄物の廃棄設備又は固体廃棄物の廃棄設備の全部又は一部を共用するもの
三 第3条第1項第2号ト（3）の固体廃棄物の廃棄設備の廃棄物の処理能力の変更のうち、貯蔵能力を変更するもの（固体廃棄物の廃棄設備の増設を伴うものを除く。）
四 第3条第1項第2号ヌ（2）の非常用電源設備の構造の変更のうち、法第43条の3の5第1項又は法第43条の3の8第1項の許可を受けた構造と同一の構造の非常用ディーゼル発電機の台数又は蓄電池の数を増加するもの（当該非常用ディーゼル発電機又は蓄電池に接続する設備の変更を伴うものを除く。）
（発電用原子炉施設の位置、構造及び設備の変更の届出）
第7条 発電用原子炉設置者は、法第43条の3の8第4項の規定による届出をしようとするときは、次の事項を記載した届出書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 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
二 変更に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 変更の内容
四 変更の理由
五 工事計画
2 前項の届出書の記載については、次の各号によるものとする。
一 前項第3号の変更の内容については、第3条第1項第2号に掲げる区分によって記載すること。
二 前項第5号の工事計画については、工事の順序及び日程を記載すること。
3 第1項の届出書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 変更後における発電用原子炉の使用の目的に関する説明書
二 変更後における発電用原子炉の熱出力に関する説明書
三 変更の工事に要する資金の額及び調達計画を記載した書類
四 変更後における発電用原子炉の運転に要する核燃料物質の取得計画を記載した書類
五 変更に係る発電用原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書
六 変更に係る発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況に関する説明書
七 変更に係る発電用原子炉又はその主要な附属施設の設置の地点から20キロメートル以内の地域を含む縮尺20万分の1の地図及び5キロメートル以内の地域を含む縮尺5万分の1の地図
八 変更後における発電用原子炉施設の安全設計に関する説明書
九 変更後における発電用原子炉施設の放射線の管理に関する説明書
十 変更後における発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書
4 第1項の届出書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（工事の計画の認可を要しない工事等）
第8条 法第43条の3の9第1項の原子力規制委員会規則で定める工事は、次に掲げるもの以外のものとする。
一 別表第1の上欄に掲げる工事の種類に応じて、それぞれ同表の中欄に掲げる工事
二 急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律（昭和44年法律第57号）第3条第1項の規定により指定された急傾斜地崩壊危険区域（以下「急傾斜地崩壊危険区域」という。）内において行う同法第7条第1項各号に掲げる行為（当該急傾斜地崩壊危険区域の指定の際既に着手しているもの及び急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律施行令（昭和44年政令第206号）第2条第1号から第8号までに掲げるものを除く。）に係る工事（前号に掲げるものを除く。以下「制限工事」という。）
2 法第43条の3の9第2項ただし書の原子力規制委員会規則で定める軽微な変更は、別表第1の中欄若しくは下欄に掲げる変更の工事若しくは急傾斜地崩壊危険区域内において行う制限工事を伴う変更又は設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織（以下「設計及び工事に係る品質管理の方法等」という。）の変更を伴う変更以外の変更とする。
3 法第43条の3の9第6項ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、次条第1項第2号の工事計画に記載された事項の変更を伴う場合以外の場合とする。
（工事の計画の認可等の申請）
第9条 法第43条の3の9第1項又は第2項の認可を受けようとする者は、次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。
一 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
二 工事計画
三 工事工程表
四 変更の工事又は工事の計画の変更の場合にあっては、変更の理由
2 前項第2号の工事計画には、申請に係る発電用原子炉施設の属する別表第2の上欄に掲げる種類に応じて、同表の中欄に掲げる事項（その申請が修理の工事に係る場合は、修理の方法）を記載しなければならない。この場合において、その申請が変更の工事又は工事の計画の変更に係るものであるときは、変更前と変更後とを対照しやすいように記載しなければならない。
3 第1項の申請書には、当該申請に係る発電用原子炉施設の属する別表第2の上欄に掲げる種類に応じて、同表の下欄に掲げる書類を添付しなければならない。
4 工事の計画の全部につき一時に法第43条の3の9第1項の規定による認可又は同条第2項の規定による変更の認可を申請することができないときは、分割して認可又は変更の認可を申請することができる。この場合において、申請書に当該申請に係る部分以外の工事の計画の概要及び工事の計画の全部につき一時に申請することができない理由を記載した書類を添付しなければならない。
5 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（工事の計画に係る軽微な変更の届出）
第10条 法第43条の3の9第6項の規定による届出をしようとする者は、次に掲げる事項を記載した届出書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 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
二 変更に係る発電用原子炉施設の概要
三 法第43条の3の9第1項又は第2項の認可年月日及び認可番号
四 変更の内容
五 変更の理由
2 第1項の届出書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（工事の計画の届出を要する工事等）
第11条 法第43条の3の10第1項の原子力規制委員会規則で定める工事は、別表第1の上欄に掲げる工事の種類に応じてそれぞれ同表の下欄に掲げるもの（発電用原子炉施設の一部が滅失し、若しくは損壊した場合又は災害その他非常の場合において、やむを得ない一時的な工事としてするものを除く。）とする。
2 法第43条の3の10第1項の原子力規制委員会規則で定める軽微な変更は、別表第1の下欄に掲げる変更の工事を伴う変更又は設計及び工事に係る品質管理の方法等の変更を伴う変更以外の変更とする。
（工事の計画の届出）
第12条 法第43条の3の10第1項の規定による工事の計画の届出をしようとする者は、次に掲げる事項を記載した届出書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 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
二 工事計画
三 工事工程表
四 変更の工事又は工事の計画の変更の場合にあっては、変更の理由
2 前項第2号の工事計画には、届出に係る発電用原子炉施設の属する別表第2の上欄に掲げる種類に応じて、同表の中欄に掲げる事項（その届出が修理の工事に係る場合は、修理の方法）を記載しなければならない。この場合において、その届出が変更の工事又は工事の計画の変更に係るものであるときは、変更前と変更後とを対照しやすいように記載しなければならない。
3 第1項の届出書には、当該届出に係る発電用原子炉施設の属する別表第2の上欄に掲げる種類に応じて、同表の下欄に掲げる書類を添付しなければならない。
4 工事の計画の全部につき一時に法第43条の3の10第1項の規定による届出をすることができないときは、分割して届出をすることができる。この場合において、届出書に当該届出に係る部分以外の工事の計画の概要及び工事の計画の全部につき一時に届出をすることができない理由を記載した書類を添付しなければならない。
5 第1項の届出書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（申請書又は届出書の記載事項の一部の省略）
第13条 法第43条の3の9第1項若しくは第2項の認可を受けようとする場合又は法第43条の3の10第1項の規定による届出をしようとする場合において、その申請書又は届出書に記載すべき事項のうち、原子力規制委員会がその認可の申請又は届出に係る発電用原子炉施設の型式、設計等から見て記載することを要しない旨の指示をしたものについては、第9条第1項又は前条第1項の規定にかかわらず、記載することを要しない。
（添付書類の省略）
第14条 法第43条の3の9第1項若しくは第2項の認可を受けようとする場合又は法第43条の3の10第1項の規定による届出をしようとする場合において、その申請書又は届出書に添付すべき書類のうち、原子力規制委員会がその認可の申請又は届出に係る発電用原子炉施設の型式、設計等から見て申請書又は届出書に添付することを要しない旨の指示をしたものについては、第9条第3項又は第12条第3項の規定にかかわらず、添付することを要しない。
（使用前検査の申請）
第15条 法第43条の3の11第1項の検査（以下「使用前検査」という。）を受けようとする者は、次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。
一 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
二 発電用原子炉施設の設置又は変更の工事に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 申請に係る発電用原子炉施設の概要
四 法第43条の3の9第1項若しくは第2項の認可年月日及び認可番号又は法第43条の3の10第1項の規定による届出をした年月日
五 検査を受けようとする工事の工程、期日及び場所
六 申請に係る発電用原子炉施設の使用の開始の予定時期
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。ただし、当該申請が発電用原子炉施設の変更の工事（発電用原子炉の基数の増加の工事を除く。）に係る場合には、第3号及び第4号に掲げる事項を説明する書類を添付することを要しない。
一 工事の工程
二 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。）
三 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
四 保守管理の実施に関する計画に係る次に掲げる事項
イ 保守管理の実施に関する計画の始期（発電用原子炉の設置又は発電用原子炉の基数の増加の工事に係る使用前検査の開始する日をいう。）及び期間
ロ 発電用原子炉施設の保安のための点検、検査及び補修等（以下この号において「点検等」という。）の方法、実施頻度及び時期
ハ 発電用原子炉施設の保安のための点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置
3 第1項の申請書又は前項各号に掲げる事項を説明する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。
4 前項に規定するもののほか、第2項第3号又は第4号に掲げる事項について評価を行い、当該事項を変更した場合は、その評価の結果を記載した書類を提出しなければならない。
5 第1項の申請書及び第3項の書類の提出部数は、正本1通とする。
（使用前検査の実施）
第16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、原子力施設検査官が同表の下欄に掲げる検査事項（同表第1号の下欄に掲げる検査事項については、可搬型の機械又は器具に係る検査事項を除く。）について行うものとする。
| 工事の工程 | 検査事項 |
|
一 原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）、計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）、放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を除く。）、放射線管理施設又は原子炉格納施設については、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
|
原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）、計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）、放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を除く。）、放射線管理施設又は原子炉格納施設の構造、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
七 原子炉格納施設が直接設置される基盤の状態を確認する検査
|
|
二 蒸気タービンの車室の下半部の据付けが完了した時及び補助ボイラーの本体の組立てが完了した時
|
一 蒸気タービンの構造、機能又は性能を確認する検査のうち次に掲げるもの
イ 材料検査
ロ 寸法検査
ハ 外観検査
ニ 組立て及び据付け状態を確認する検査
二 補助ボイラーの構造、機能又は性能を確認する検査のうち次に掲げるもの
イ 材料検査
ロ 寸法検査
ハ 外観検査
ニ 組立て及び据付け状態を確認する検査
ホ 耐圧検査
ヘ 漏えい検査
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|
三 発電用原子炉に燃料体を挿入することができる状態になった時
|
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設、原子炉格納施設、非常用電源設備、常用電源設備、火災防護設備、浸水防護施設、補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）、非常用取水設備、敷地内土木構造物及び緊急時対策所の機能又は性能であって、発電用原子炉に燃料体を挿入した状態において必要なものを確認する検査 |
|
四 発電用原子炉の臨界反応操作を開始することができる状態になった時
|
原子炉本体、原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）及び発電機の機能又は性能であって、発電用原子炉が臨界に達する時に必要なものを確認する検査 |
|
五 工事の計画に係る全ての工事が完了した時
|
発電用原子炉の出力運転時における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 |
（使用前検査を要しない場合）
第17条 法第43条の3の11第1項ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、次のとおりとする。ただし、法第43条の3の34第2項の認可を受けた廃止措置計画（同条第3項において準用する法第12条の6第3項又は同条第5項の規定による変更の認可又は届出があったときは、その変更後のもの。以下同じ。）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。）については、第5号及び第6号に掲げる場合とする。
一 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。
二 削除
三 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（第1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。
四 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
五 制限工事の場合
六 法第43条の3の34第2項の認可を受けた廃止措置計画に定められている廃止措置を実施するために使用する場合
2 前項第1号及び第3号の原子力規制委員会の承認は、法第43条の3の34第2項の認可を受けたときは、その効力を失う。
第18条 削除
（使用前検査実施要領書）
第19条 原子力規制委員会は、第15条第1項の申請書の提出を受けた場合には、第16条の表の下欄に掲げる検査事項の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を定めるものとする。
第20条 削除
（使用前検査合格証）
第21条 原子力規制委員会は、使用前検査に合格したと認めたときは、使用前検査合格証を交付する。
（試験使用の承認等の申請）
第22条 第17条第1項第1号又は第3号の承認を受けようとする者は、次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。
一 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
二 申請に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 申請に係る発電用原子炉施設の概要
四 法第43条の3の9第1項若しくは第2項の認可の年月日及び認可の番号又は法第43条の3の10第1項の規定による届出をした年月日
五 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
六 使用の方法
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。ただし、当該申請が試験のための使用以外の使用に係る場合には、第2号に掲げる事項を説明する書類を添付することを要しない。
一 使用又は試験使用を必要とする理由を記載した書類
二 試験項目及び試験工程表
（燃料体検査の申請）
第23条 法第43条の3の12第1項の検査（以下「燃料体検査」という。）を受けようとする者は、次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。
一 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
二 燃料体の型式
三 法第43条の3の12第2項の認可年月日及び認可番号
四 燃料体の数（燃料要素の集合体である燃料体にあっては、燃料要素の数を併せて記載すること。）
五 検査を受けようとする加工の工程、期日及び場所
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。
一 加工の工程
二 燃料体の品質管理の状況、加工の内容等
3 第1項の申請書又は前項各号に掲げる事項を説明する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。
4 第1項の申請書及び前項の書類の提出部数は、正本1通とする。
（燃料体検査の実施）
第24条 法第43条の3の12第1項の原子力規制委員会規則で定める加工の工程は、次の表の上欄に掲げるものとし、当該加工の工程ごとに、原子力施設検査官が同表の下欄に掲げる検査事項について行うものとする。
| 加工の工程 | 検査事項 |
|
一 燃料材、燃料被覆材その他の部品については、組成、構造又は強度に係る試験をすることができる状態になった時
|
燃料材、燃料被覆材その他の部品の化学成分の分析結果の確認その他これらの部品の組成、構造又は強度に係る検査 |
|
二 燃料要素の集合体である燃料体については、燃料要素の加工が完了した時
|
燃料要素の集合体である燃料体に係る次の検査 一 寸法検査
二 湾曲度を確認する検査
三 外観検査
四 表面汚染密度検査
五 溶接部の非破壊検査
六 ヘリウム漏えい検査（この表の第3号下欄第3号に掲げる検査が行われる場合を除く。）
|
|
三 加工が完了した時
|
組み立てられた燃料体に係る次の検査 一 寸法検査
二 外観検査
三 ヘリウム漏えい検査（この表の第2号下欄第6号に掲げる検査が行われる場合を除く。）
|
（燃料体検査を要しない場合）
第25条 法第43条の3の12第1項ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、燃料体の品質管理の状況、加工の内容等により、原子力規制委員会が支障がないと認めて前条の表の上欄の加工の工程の全部又は一部について燃料体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とする。
（燃料体の設計の認可）
第26条 法第43条の3の12第2項の認可を受けようとする者は、次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。
一 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
二 核燃料物質の種類、初期濃縮度及び燃焼率
三 燃料材及び燃料被覆材の種類、組成及び組織並びに燃料材及び燃料被覆材以外の部品の種類及び組成
四 燃料体の構造及び重量
五 燃料体を使用する発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
六 燃料体を使用する発電用原子炉に係る発電用原子炉施設の概要（発電用原子炉の型式を含む。）
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。
一 燃料体の耐熱性、耐放射線性、耐腐食性その他の性能に関する説明書
二 燃料体（燃料要素の集合体である燃料体にあっては、燃料要素）の強度計算書
三 燃料体の構造図
四 加工のフローシート
五 品質保証に関する説明書
3 第1項の申請書の提出部数は、正本1通とする。
第27条 削除
（燃料体検査実施要領書）
第28条 原子力規制委員会は、第23条第1項の申請書の提出を受けた場合には、第24条の表の下欄に掲げる検査事項の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を定めるものとする。
第29条 削除
（燃料体検査合格証）
第30条 原子力規制委員会は、燃料体検査に合格したと認めたときは、燃料体検査合格証を交付する。
（溶接事業者検査を行うべき発電用原子炉施設）
第31条 法第43条の3の13第1項の原子力規制委員会規則で定める発電用原子炉施設は、次に掲げるとおりとする。
一 原子炉本体又は原子炉格納施設に属する容器
二 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。以下この条において同じ。）、計測制御系統施設又は放射線管理施設に属する容器であって非常時に安全装置として使用されるもの
三 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
四 原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射線管理施設又は原子炉格納施設のうち原子炉格納容器安全設備、放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備若しくは圧力逃がし装置に属する管であって、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。）
五 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を除く。以下この条において同じ。）若しくは放射線管理施設に属する容器（第2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
六 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射性廃棄物の廃棄施設若しくは放射線管理施設に属する容器（第2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3号及び第4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。）について溶接を必要とするもの
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）
七 蒸気タービンに係る蒸気だめ若しくは熱交換器又は非常用電源設備、補助ボイラー若しくは補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）に属する容器のうち、耐圧部分について溶接を必要とするもの
八 蒸気タービン、非常用電源設備、補助ボイラー、火災防護設備又は区画排水設備に係る外径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必要とするもの
（溶接事業者検査の実施）
第32条 溶接事業者検査は、溶接の状況について、法第43条の3の14に規定する技術上の基準に適合するものであることを確認するために十分な方法で行うものとする。
（溶接事業者検査の記録）
第33条 溶接事業者検査の結果の記録は、次に掲げる事項を記載するものとする。
一 検査年月日
二 検査の対象
三 検査の方法
四 検査の結果
五 検査を行った者の氏名
六 検査の結果に基づいて補修等の措置を講じたときは、その内容
七 検査の実施に係る組織
八 検査の実施に係る工程管理
九 検査において協力した事業者がある場合には、当該事業者の管理に関する事項
十 検査記録の管理に関する事項
十一 検査に係る教育訓練に関する事項
2 溶接事業者検査の結果の記録は、前項第1号から第6号までに掲げる事項については、当該溶接事業者検査に係る原子炉容器等の存続する期間保存するものとし、同項第7号から第11号までに掲げる事項については、当該溶接事業者検査を行った後最初の法第43条の3の13第6項の通知を受けるまでの期間保存するものとする。
（溶接事業者検査を要しない場合）
第34条 法第43条の3の13第1項ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、次のとおりとする。
一 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事業者検査を行わないで使用することができる旨の指示をした場合
二 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に属する設備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令第84条第1項若しくは第90条の2において準用する同令第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同法第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
三 漏止め溶接のみをした第31条第6号から第8号まで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
（溶接安全管理審査の申請）
第35条 法第43条の3の13第3項の審査（以下「溶接安全管理審査」という。）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。
一 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
二 審査を受けようとする組織の名称及び所在地
三 溶接事業者検査の実施場所
四 溶接事業者検査を行う原子炉容器等の概要
五 審査の実施方法及び実施時期
六 審査を受けようとする溶接事業者検査の項目
七 審査を受けようとする期日
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。ただし、第37条第1号に規定する組織であって耐圧試験を行う時期に受ける審査及び溶接をした原子炉容器等であって輸入したものについて受ける審査に係る場合には第1号に掲げる事項を説明する書類を、同条第1号に規定する組織であって、通知を受けた日から3年を経過した日以降3月を超えない時期に受ける審査及び同条第2号に規定する組織として受ける審査に係る場合には第3号に掲げる事項を説明する書類を添付することを要しない。
一 溶接事業者検査に関する規程
二 溶接事業者検査の組織
三 溶接部の設計及び溶接施行法並びに溶接を行う者の知識及び技能
3 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。
4 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1通とする。
（溶接安全管理審査の実施方法）
第36条 溶接安全管理審査は、次に掲げるいずれかの方法により行うものとする。
一 溶接事業者検査の実施に係る体制について確認するとともに、継続的な品質保証の確保がなされているか否かを確認する方法
二 溶接事業者検査の実施に係る体制について確認する方法
（溶接安全管理審査の実施時期）
第37条 法第43条の3の13第3項の原子力規制委員会規則で定める時期は、次のとおりとする。
一 直近の法第43条の3の13第6項の通知（この号に規定する耐圧試験に係る通知であって、溶接事業者検査の実施につき十分な体制がとられていると評定された組織に係るものを除く。以下この条において単に「通知」という。）において、溶接事業者検査の実施につき十分な体制がとられていると評定された組織であって、当該通知を受けた日から3年を超えない時期に溶接事業者検査を行ったものについては、耐圧試験を行う時期及び当該通知を受けた日から3年を経過した日以降3月を超えない時期
二 前号に規定する組織であって、通知を受けた日から3年を超えない時期に溶接安全管理審査を受ける必要があるとして原子力規制委員会が定めるものについては、溶接安全管理審査を受ける必要が生じた時期
三 前2号に掲げる組織以外の組織については、溶接事業者検査を行う時期
（溶接安全管理審査の対象となる事項）
第38条 法第43条の3の13第4項の原子力規制委員会規則で定める事項は、次のとおりとする。
一 検査において協力した事業者がある場合には、当該事業者の管理に関する事項
二 検査記録の管理に関する事項
三 検査に係る教育訓練に関する事項
第39条 削除
（溶接事業者検査を行った旨の表示）
第40条 原子炉容器等であって溶接をするもの又は溶接をした原子炉容器等であって輸入したものを設置する発電用原子炉設置者は、当該原子炉容器等であって溶接をするもの又は溶接をした原子炉容器等であって輸入したものに係る溶接事業者検査を終了したときは、当該原子炉容器等であって溶接をするもの又は溶接をした原子炉容器等であって輸入したものに溶接事業者検査を行ったことを示す記号その他表示を付するものとする。
（廃止措置中の発電用原子炉施設の性能維持）
第40条の2 法第43条の3の14ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、廃止措置対象施設であって第111条第1項第6号の性能維持施設が存在する場合とする。この場合において、法第43条の3の14本文の規定は、第111条第1項第6号の性能維持施設に限り、適用されるものとする。
（施設定期検査を受ける発電用原子炉施設）
第41条 法第43条の3の15の原子力規制委員会規則で定める発電用原子炉施設は、次に掲げるもの以外のものとする。
一 原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設（次号に掲げるものを除く。）、計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）、放射性廃棄物の廃棄施設（排気筒を除く。）、放射線管理施設、原子炉格納施設及び非常用電源設備
二 次の表の上欄に掲げる設備の種類に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げる機械又は器具であって、最高使用圧力零キロパスカル以上の圧力を加えられる部分があるもの
| 設備の種類 | 機械又は器具 |
| 蒸気タービン本体 | タービン本体、主要弁、復水器及び管 |
| 蒸気タービンの附属設備 | 熱交換器、冷却塔、給水ポンプ、管、蒸気だめ、安全弁及び逃がし弁 |
2 前項の規定にかかわらず、廃止措置対象施設については、法第43条の3の15の原子力規制委員会規則で定める発電用原子炉施設は、第111条第1項第6号の性能維持施設以外のものとする。
（施設定期検査の申請）
第42条 法第43条の3の15の検査（以下「施設定期検査」という。）を受けようとする者は、次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。
一 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
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を受けようとする発電用原子炉施設の種類及び出力
四 検査を受けようとする期日
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。
一 施設定期検査の期間において行われる定期事業者検査の計画
二 前号の定期事業者検査に関する放射線管理
三 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
四 保守管理の実施に関する計画に係る次に掲げる事項
イ 保守管理の実施に関する計画の始期（施設定期検査の開始する日をいう。）及び期間
ロ 発電用原子炉施設の保安のための点検、検査（定期事業者検査を含む。）及び補修等（以下この号において「点検等」という。）の方法、実施頻度及び時期
ハ 発電用原子炉施設の保安のための点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置
五 前回の施設定期検査において提出した前2号に掲げる事項を説明する書類（発電用原子炉施設の運転の開始後最初に行われる施設定期検査に係る申請の場合にあっては、第15条第2項第3号及び第4号に掲げる事項を説明する書類）の内容に変更があった場合には、その変更の内容を説明する書類
六 前回の施設定期検査において提出した第3号及び第4号に掲げる事項を説明する書類（発電用原子炉施設の運転の開始後最初に行われる施設定期検査に係る申請の場合にあっては、第15条第2項第3号及び第4号に掲げる事項を説明する書類）に記載された事項について評価を行い、当該事項を変更した場合は、その評価の結果を記載した書類
3 第1項の規定にかかわらず、廃止措置対象施設についての施設定期検査を受けようとする者は、次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。
一 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
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を受けようとする発電用原子炉施設の種類
四 検査を受けようとする期日
4 第1項の申請書若しくは第2項第1号から第5号までの書類又は前項の申請書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。
5 前項に規定するもののほか、第2項第3号又は第4号に掲げる事項について評価を行い、当該事項を変更した場合は、その評価の結果を記載した書類を提出しなければならない。
6 第1項又は第3項の申請書及び第4項又は第5項の書類の提出部数は、正本1通とする。
（施設定期検査の実施）
第43条 施設定期検査は、次に掲げる事項のうち、前条第2項各号に掲げる事項を説明する書類において記載された定期事業者検査に係る事項について、施設定期検査を受ける者が行う定期事業者検査に原子力施設検査官が立ち会い、又はその定期事業者検査の記録を確認することにより行うものとする。
一 第41条第1項第2号の設備にあっては、次に掲げる定期事業者検査に係る事項
イ タービン本体、主要弁、復水器、熱交換器及び主な配管の非破壊検査
ロ タービン本体及び主要弁の組立て及び据付け状態を確認する検査並びに保安装置の作動検査
二 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設にあっては、前号に掲げるもののほか、原子力規制委員会が必要と認める定期事業者検査に係る事項
三 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設（非常用電源設備を除く。）にあっては、前各号に掲げるもののほか、通常運転時における総合的な性能に関する定期事業者検査に係る事項
2 前項の規定にかかわらず、廃止措置対象施設に係る施設定期検査については、施設定期検査を受ける者が行う第111条第1項第6号の性能維持施設の機能及び作動の状況を確認するための検査に原子力施設検査官が立ち会い、又はその検査の記録を確認することにより行うものとする。
（施設定期検査の実施時期）
第44条 法第43条の3の15の原子力規制委員会規則で定める時期は、直近の施設定期検査が終了した日以降13月を超えない時期とする。ただし、特定重要発電用原子炉施設のうち、発電用原子炉の設置又は発電用原子炉の基数の増加の工事の後、施設定期検査を受けていないものにあっては、その運転が開始された日以降13月を超えない時期とする。
2 前項の規定にかかわらず、廃止措置対象施設については、法第43条の3の15の原子力規制委員会規則で定める時期は、次の表の上欄に掲げる区分に応じ、同表の下欄に掲げる時期とする。
| 区分 | 施設定期検査を受けるべき時期 |
|
一 廃止措置対象施設（次号に掲げるものを除く。）
|
直近の施設定期検査が終了した日以降9月を超えない時期（原子力規制委員会が別に指定した場合は、その指定した時期） |
|
二 特定研究開発段階発電用原子炉（燃料体が炉心等（炉心及び炉外燃料貯蔵槽をいう。以下同じ。）から取り出されていない令第1条第1号に掲げる発電用原子炉をいう。以下同じ。）の廃止措置対象施設
|
法第43条の3の34第2項の認可を受けた廃止措置計画に定める時期（原子力規制委員会が別に指定した場合は、その指定した時期） |
（施設定期検査を要しない場合）
第45条 法第43条の3の15ただし書の原子力規制委員会規則で定める場合は、次のとおりとする。
一 削除
二 使用の状況から前条に規定する時期に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。
三 災害その他非常の場合において、前条に規定する時期に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。
2 前項第2号又は第3号の承認を受けようとする者は、次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。
一 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
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を受けようとする発電用原子炉施設の種類及び出力
四 直近の施設定期検査が終了した年月日
五 施設定期検査開始希望年月日及びその理由
3 前項の申請書には、申請に係る発電用原子炉施設の使用の状況を記載した書類を添付しなければならない。ただし、第1項第3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。
第46条 削除
（施設定期検査実施要領書）
第47条 原子力規制委員会は、第42条第1項又は第3項の申請書の提出を受けた場合には、第43条第1項各号に掲げる事項について行うべき検査又は第2項の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を定めるものとする。
第48条 削除
（施設定期検査終了証）
第49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、施設定期検査終了証を交付する。
2 前項の規定にかかわらず、施設定期検査中に法第43条の3の34第2項の認可を受けた場合には、当該施設定期検査は、その認可を受けた日に終了したものとみなす。
（定期事業者検査を行うべき発電用原子炉施設）
第50条 法第43条の3の16第1項の原子力規制委員会規則で定める発電用原子炉施設は、次に掲げるものとする。
一 原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）、計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）、放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設、原子炉格納施設、非常用電源設備、補助ボイラー、火災防護設備、浸水防護施設、補機駆動用燃料設備（非常用発電設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）及び非常用取水設備
二 次の表の上欄に掲げる設備の種類に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げる機械又は器具（非常用電源設備に属するものを除く。）
| 設備の種類 | 機械又は器具 |
| 蒸気タービン本体 | タービン本体、主要弁、復水器及び管 |
| 蒸気タービンの附属設備 | 熱交換器、冷却塔、給水ポンプ、管、蒸気だめ、安全弁及び逃がし弁 |
（定期事業者検査の実施時期）
第51条 定期事業者検査は、次に掲げる時期に行うものとする。
一 特定発電用原子炉施設についての次条第1号及び第2号に掲げる方法による定期事業者検査にあっては、第44条第1項又は第45条第1項第2号若しくは第3号の規定により定める当該発電用原子炉施設に係る特定重要発電用原子炉施設が施設定期検査を受けるべき時期
二 特定発電用原子炉施設についての次条第3号に掲げる方法による定期事業者検査にあっては、運転が開始された日又は直近の施設定期検査が終了した日から次回の施設定期検査を開始する日までの期間において6月を超えない時期ごと
2 特定発電用原子炉施設についての次条第1号及び第2号に掲げる方法による定期事業者検査であって、当該定期事業者検査を行うことにより発電用原子炉の運転時における発電用原子炉施設の保安の確保に支障を来さないもの（施設定期検査を受けるべきものを除く。）にあっては、前項第1号の規定にかかわらず、同号に掲げる時期よりも前の時期に行うことができる。
3 次に掲げる場合にあっては、第1項の規定にかかわらず、原子力規制委員会が定める時期に定期事業者検査を行うものとする。
一 使用の状況から第1項に規定する時期に定期事業者検査を行う必要がないと認めて、原子力規制委員会が定期事業者検査を行うべき時期を定めて承認したとき。
二 災害その他非常の場合において、第1項に規定する時期に定期事業者検査を行うことが著しく困難であると認めて、原子力規制委員会が定期事業者検査を行うべき時期を定めて承認したとき。
4 前項各号の承認を受けようとする者は、次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。
一 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
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を行うべき発電用原子炉施設の種類及び出力
四 直近の定期事業者検査が終了した年月日
五 定期事業者検査開始希望年月日及びその理由
5 前項の申請書には、申請に係る発電用原子炉施設の使用の状況を記載した書類を添付しなければならない。ただし、当該申請が第3項第2号の承認に係る場合には、当該書類を添付することを要しない。
（定期事業者検査の実施）
第52条 定期事業者検査は、次に掲げる方法で行うものとする。
一 開放、分解、非破壊検査その他の各部の損傷、変形、摩耗及び異常の発生状況を確認するために十分な方法
二 試運転その他の機能及び作動の状況を確認するために十分な方法
三 各部の損傷、変形、摩耗等による異常の発生の兆候を作動している状態で確認するために十分な方法
（定期事業者検査の記録）
第53条 定期事業者検査の結果の記録は、次に掲げる事項を記載するものとする。
一 検査年月日
二 検査の対象
三 検査の方法
四 検査の結果
五 検査を行った者の氏名
六 検査の結果に基づいて補修等の措置を講じたときは、その内容
七 検査の実施に係る組織
八 検査の実施に係る工程管理
九 検査において協力した事業者がある場合には、当該事業者の管理に関する事項
十 検査記録の管理に関する事項
十一 検査に係る教育訓練に関する事項
2 定期事業者検査の結果の記録は、その特定発電用原子炉施設が廃棄された後5年が経過するまでの間保存するものとする。
（定期安全管理審査の申請）
第54条 法第43条の3の16第4項の審査（以下「定期安全管理審査」という。）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審査を受けようとする期日の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。
一 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
二 定期事業者検査を行う発電用原子炉施設の施設番号
三 審査を受けようとする定期事業者検査の範囲
四 定期事業者検査の主な実施場所
五 審査を受けようとする期日
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を説明する書類を添付しなければならない。
一 定期事業者検査の計画
二 定期事業者検査に関する規程
三 定期事業者検査の要領書
3 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。
4 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1通とする。
（定期安全管理審査の実施時期）
第55条 法第43条の3の16第4項の原子力規制委員会規則で定める時期は、定期事業者検査を行う時期とする。
（定期安全管理審査の対象となる事項）
第56条 法第43条の3の16第5項の原子力規制委員会規則で定める事項は、次のとおりとする。
一 検査において協力した事業者がある場合には、当該事業者の管理に関する事項
二 検査記録の管理に関する事項
三 検査に係る教育訓練に関する事項
2 直近の法第43条の3の16第6項において準用する法第43条の3の13第6項の通知において定期事業者検査の実施につき十分な体制がとられていると評定された組織については、前項の規定にかかわらず、同項第2号及び第3号の規定を適用しない。
第57条 削除
（電磁的方法による保存）
第58条 第33条第1項各号及び第53条第1項各号に掲げる事項が、電磁的方法により記録され、当該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保存されるときは、当該記録の保存をもって法第43条の3の13第1項並びに第43条の3の16第1項及び第3項に規定する当該事項が記載された記録の保存に代えることができる。
2 前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。
（運転計画）
第59条 法第43条の3の17の規定による発電用原子炉の運転計画は、発電用原子炉ごとに、様式第1により作成するものとし、運転開始の予定の日の属する年度（毎年4月1日からその翌年の3月31日までをいう。以下同じ。）以後毎年度、当該年度の4月1日を始期とする3年間の運転計画を当該年度の前年度の1月31日までに届け出るものとする。
2 当該年度の前年度の2月1日から当該年度の3月31日までに法第43条の3の5第1項の規定による発電用原子炉の設置の許可若しくは法第43条の3の8第1項の規定による変更の許可を受け、又は同条第4項の規定による届出をして、その期間内に運転を開始する場合における運転計画は、前項の規定にかかわらず、当該許可を受けた後又は当該届出が受理された日から30日（同条第5項の規定により短縮され、又は同条第7項の規定により延長された場合には、当該短縮され、又は延長された期間）を経過後速やかに届け出るものとする。
3 前2項の運転計画を変更したときは、その変更した運転計画を変更の日から30日以内に、発電用原子炉ごとに、様式第1により作成し、届け出るものとする。
4 前3項の運転計画の提出部数は、正本及び副本各1通とする。
（合併及び分割の認可の申請）
第60条 法第43条の3の18第1項の合併又は分割の認可を受けようとする者は、次に掲げる事項を記載した申請書に、当事者が連署（新設分割の場合にあっては、署名）して、これを原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 名称及び住所並びに代表者の氏名
二 発電用原子炉の設置に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 合併後存続する法人若しくは合併によって設立される法人又は分割により発電用原子炉施設並びに核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物を一体として承継する法人の名称及び住所並びに代表者の氏名
四 合併又は分割の方法及び条件
五 合併又は分割の理由
六 合併又は分割の時期
2 前項の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 合併契約書又は分割契約書（新設分割の場合にあっては、分割計画書）の写し
二 合併後存続する法人又は吸収分割により発電用原子炉施設を承継する法人が現に発電用原子炉設置者でない場合にあっては、その法人の定款及び登記事項証明書並びに最近の財産目録、貸借対照表及び損益計算書
三 前号に規定する法人が現に行っている事業の概要に関する説明書
四 合併後存続する法人若しくは合併によって設立される法人又は分割により発電用原子炉施設並びに核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物を一体として承継する法人の定款
五 前号に規定する法人が法第43条の3の7第1号、第2号又は第4号のいずれにも該当しないことを誓約する書面
六 その他原子力規制委員会が必要と認める事項を記載した書類
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（許可の取消し）
第61条 法第43条の3の20第1項に規定する期間は、法第43条の3の5第1項の許可を受けた日から5年とする。
（記録）
第62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。
| 記録事項 | 記録すべき場合 | 保存期間 |
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一 発電用原子炉施設の保守管理記録
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イ 使用前検査の結果
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検査の都度 | 同一事項に関する次の検査の時までの期間 |
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ロ 施設定期検査の結果
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検査の都度 | 同一事項に関する次の検査の時までの期間 |
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ハ 第75条の規定による巡視又は点検の状況（法第43条の3の34第2項の認可を受け、第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合の廃止措置対象施設においては、巡視の状況に限る。）並びにその担当者の氏名
|
毎日1回。ただし、法第43条の3の34第2項の認可を受け、第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない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 |
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ニ 第76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
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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 |
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ホ 第76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
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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 |
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二 運転記録（法第43条の3の34第2項の認可を受け、燃料体が炉心（リ及びヌにあっては、炉心等）から取り出されている場合を除く。）
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イ 熱出力並びに炉心における中性子束密度及び温度
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連続して | 10年間 |
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ロ 原子炉本体の入口及び出口における冷却材の温度、圧力及び流量
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運転中1時間ごと | 10年間 |
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ハ 制御材の位置
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運転中1時間ごと | 1年間 |
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ニ 再結合装置内の温度
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運転中1時間ごと | 1年間 |
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ホ 発電用原子炉に使用している冷却材及び減速材（流体の場合に限る。）の純度並びにこれらの毎日の補給量
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毎日1回 | 1年間 |
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ヘ 発電用原子炉内における燃料体の配置
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配置又は配置替えの都度 | 取出後10年間 |
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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
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開始及び停止の都度 | 1年間 |
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チ 運転開始、臨界到達、運転切替え、緊急遮断及び運転停止の日時
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その都度 | 1年間 |
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リ 警報装置から発せられた警報の内容
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その都度 | 1年間 |
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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
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運転開始及び交代の都度 | 1年間 |
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三 燃料体の記録（イからトまでに掲げる事項については第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しないときを除く。）
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イ 燃料体（使用済燃料を除く。）の種類別の受渡量
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受渡しの都度 | 10年間 |
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ロ 発電用原子炉への燃料体の種類別の挿入量
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挿入の都度 | 取出後10年間 |
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ハ 使用済燃料の種類別の取出量
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取出しの都度 | 10年間 |
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ニ 取り出した使用済燃料の燃焼度
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取出しの都度又は毎月1回 | 10年間 |
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ホ 使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置
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配置又は配置替えの都度 | 5年間 |
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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
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払出しの都度 | 10年間 |
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ト 燃料体の形状又は性状に関する検査の結果
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挿入前及び取出後 | 取出後10年間 |
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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） 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
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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 |
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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塡した後の湿度並びに充塡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
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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 |
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五 放射線管理記録
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イ 原子炉本体（法第43条の3の34第2項の認可を受け、第111条第1項第6号の性能維持施設に該当する部分が存在しない場合を除く。）、使用済燃料の貯蔵施設（法第43条の3の34第2項の認可を受け、第111条第1項第6号の性能維持施設に該当する部分が存在しない場合を除く。）、放射性廃棄物の廃棄施設等の放射線遮蔽物の側壁における線量当量率
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毎日1回。ただし、法第43条の3の34第2項の認可を受け、第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しないときは、毎週1回とする。 | 10年間 |
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ロ 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
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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 |
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ハ 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
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毎週1回 | 10年間 |
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ニ 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
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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5項に定める期間 |
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ホ 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
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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5項に定める期間 |
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ヘ 放射線業務従事者が緊急作業に従事した期間の始期及び終期並びに放射線業務従事者の当該期間の線量
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その都度 | 第5項に定める期間 |
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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
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その者が当該業務に就く時 | 第5項に定める期間 |
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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
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運搬の都度 | 1年間 |
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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時、場所及び方法
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その廃棄又は投棄の都度 | 第7項に定める期間 |
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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
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封入又は固型化の都度 | 第7項に定める期間 |
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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
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広がりの防止及び除去の都度 | 1年間 |
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六 発電用原子炉施設等の事故記録
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イ 事故の発生及び復旧の日時
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その都度 | 第7項に定める期間 |
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ロ 事故の状況及び事故に際して採った処置
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その都度 | 第7項に定める期間 |
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ハ 事故の原因
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その都度 | 第7項に定める期間 |
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ニ 事故後の処置
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その都度 | 第7項に定める期間 |
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七 気象記録
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イ 風向及び風速
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連続して | 10年間 |
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ロ 降雨量
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連続して | 10年間 |
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ハ 大気温度
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連続して | 10年間 |
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八 保安教育の記録
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イ 保安教育の実施計画
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策定の都度 | 3年間 |
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ロ 保安教育の実施日時及び項目
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実施の都度 | 3年間 |
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ハ 保安教育を受けた者の氏名
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実施の都度 | 3年間 |
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九 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
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法第43条の3の34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7項に定める期間 |
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十 第65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。）
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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 |
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十一 法第43条の3の29第1項に規定する発電用原子炉施設の安全性の向上のための評価の結果
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評価の都度 | 第7項に定める期間 |
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十二 第86条に規定する防護措置の記録
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イ 見張人による巡視の状況及びその担当者の氏名
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毎日1回 | 1年間 |
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ロ 第86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同項第5号イ及びロに規定する証明書等の発行の状況及びその担当者の氏名
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発行の都度 | 5年間 |
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ハ 第86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 |
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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
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毎日1回 | 1年間 |
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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
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点検の都度 | 1年間 |
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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
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点検又は保守の都度 | 1年間 |
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ト 防護のために必要な教育及び訓練の実施状況
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教育又は訓練の実施の都度 | 5年間 |
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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
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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 |
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リ 防護措置の評価及び改善の実施状況
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評価又は改善の都度 | 5年間 |
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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。）の記録
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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
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（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
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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
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調査の都度 | 工場又は事業所から搬出された後10年間 |
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（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
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その都度 | 工場又は事業所から搬出された後10年間 |
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（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
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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
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選択の都度 | 工場又は事業所から搬出された後10年間 |
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（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
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評価の都度 | 工場又は事業所から搬出された後10年間 |
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ロ 放射能濃度確認対象物の測定及び評価に係る記録
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||
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（1） 放射性物質の放射能濃度の測定条件
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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
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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
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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
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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
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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 |
2 前項に規定する記録事項について直接測定することが困難な場合においては、当該事項を間接的に推定することができる記録をもってその事項の記録に代えることができる。
3 第1項の表第5号イの線量当量率、同号ハの線量当量並びに同号ニ及びホの線量は、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。
4 第1項の表第5号ニ及びヘ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。
5 第1項の表第5号ニ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。
6 発電用原子炉設置者は、第1項の表第5号ニからヘまで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。
7 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34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。
（電磁的方法による保存）
第63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。以下同じ。）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。
2 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。
3 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64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、保安規定に基づき品質保証計画を定め、これに基づき保安活動（第73条から第85条まで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。
（品質保証計画）
第65条 品質保証計画においては、次に掲げる事項を定めるものとする。
一 品質保証の実施に係る組織に関する事項
二 保安活動の計画に関する事項
三 保安活動の実施に関する事項
四 保安活動の評価に関する事項
五 保安活動の改善に関する事項
（品質保証の実施に係る組織）
第66条 品質保証の実施に係る組織は次のとおりとする。
一 発電用原子炉設置者（法人にあってはその代表者）によって運営されていること。
二 品質保証に関する責任及び権限並びに業務が明確であること。
三 品質保証計画の策定、実施、評価及びその改善を継続的に行う仕組みを有していること。
（保安活動の計画）
第67条 品質保証計画における保安活動の計画に関する事項は、次に掲げる事項とする。
一 保安活動において産業標準化法（昭和24年法律第185号）に基づく日本産業規格Q9000のプロセス及びその相互関係が明確にされていること。
二 保安活動の計画、実施、評価及び改善の各段階を踏まえて実施し、保安活動の改善を継続して行う仕組みとすること。
三 外部から物品又は役務を調達する場合においては、その管理を適切に行う方法を定めること。
四 保安のための重要度に応じて、実施すべき内容を定めること。
五 保安活動に関する文書及び記録の適切な管理に関する手順を定めること。
六 保安活動を実施する者に対する必要な教育及び訓練の体系を定めること。
（保安活動の実施）
第68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。
一 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「実施計画」という。）を策定すること。
ロ 個別業務の実施は、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 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。
二 外部から物品又は役務を調達する場合は、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。
三 個別業務が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行うこと。
四 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。
五 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。
（保安活動の評価）
第69条 品質保証計画における保安活動の評価に関する事項は、次に掲げる事項とする。
一 保安活動の実施の状況について、必要な監視及び測定を計画的に行うこと。
二 保安活動が適切に行われていることを明確にするため、計画的に監査を行うこと。
三 前号の評価は、対象となる個別業務を実施した者以外の者により実施されること。
（保安活動の改善）
第70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。
一 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129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。
二 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。
三 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。
四 前条の評価結果を適切に反映すること。
（作業手順書等の遵守）
第71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、保安規定に基づき要領書、作業手順書その他保安に関する文書（以下「作業手順書等」という。）を定め、これらを遵守しなければならない。
第72条 削除
（管理区域への立入制限等）
第73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に掲げる措置を講じなければならない。
一 管理区域については、それぞれ次の措置を講ずること。
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。
二 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。
三 周辺監視区域については、それぞれ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。
（線量等に関する措置）
第74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、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 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。
二 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。
2 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その他の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が必要と認められる期間、緊急作業に従事させることができる。
3 前項の規定により緊急作業に従事させることができる放射線業務従事者は、次に掲げる要件のいずれにも該当する者でなければならない。
一 緊急作業時の放射線の生体に与える影響及び放射線防護措置について教育を受けた上で、緊急作業に従事する意思がある旨を発電用原子炉設置者に書面で申し出た者であること。
二 緊急作業についての訓練を受けた者であること。
三 原子力規制委員会が定める場合にあっては、原子力災害対策特別措置法（平成11年法律第156号）第8条第3項に規定する原子力防災要員、同法第9条第1項に規定する原子力防災管理者又は同条第3項に規定する副原子力防災管理者であること。
（発電用原子炉施設の巡視及び点検）
第75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34第2項の認可を受けた者を除く。）は、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、次に掲げ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。
一 原子炉冷却系統施設
二 制御材駆動設備
三 電源、給排水及び排気施設
2 法第43条の3の22第1項の規定により、法第43条の3の34第2項の認可を受けた発電用原子炉設置者は、毎日1回以上（第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合は毎週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、第111条第1項第6号の性能維持施設について点検を行わせなければならない。
（発電用原子炉施設の保守管理）
第76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、発電用原子炉ごとに、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 法第43条の3の5第1項の許可若しくは法第43条の3の8第1項の変更の許可に係る申請書若しくは法第62条の2第1項の規定により許可の際に付された条件を記載した書類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34第2項の認可を受けた場合は、この限りでない。
二 前号ただし書の場合においては、法第43条の3の34第2項の認可若しくは同条第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第111条第1項第6号の性能維持施設の保守管理方針を定めること。
三 第1号又は前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。
四 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（発電用原子炉の運転中及び運転停止中の区別を含む（法第43条の3の34第2項の認可を受けたものを除く。）。）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。
五 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
六 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。
七 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ずること。
2 発電用原子炉設置者は、次条第1項、第2項若しくは第3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4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。
（発電用原子炉施設の経年劣化に関する技術的な評価）
第77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、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 発電用原子炉施設の安全を確保する機能を有する機器及び構造物（以下「安全機器等」という。）並びに研開炉設置許可基準規則第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。）の経年劣化に関する技術的な評価を行うこと。
二 前号の技術的な評価に基づき、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すること。
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、運転を開始した日以後30年を経過した発電用原子炉（法第43条の3の32第2項の規定による認可を受けたものに限る。）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、安全機器等及び常設重大事故等対処設備に属する機器等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、法第43条の3の32第2項の規定による認可を受けた延長する期間が満了する日までの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。
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、運転を開始した日以後40年を経過した発電用原子炉（法第43条の3の32第2項の規定による認可を受けたもの（当該認可を受けた延長する期間が10年を超える場合に限る。）に限る。）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50年を経過する日までに、安全機器等及び常設重大事故等対処設備に属する機器等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、法第43条の3の32第2項の規定による認可を受けた延長する期間が満了する日までの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。
4 発電用原子炉設置者は、第87条第1項第10号の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（以下「長期保守管理方針」という。）を変更しなければならない。
5 前各項の規定は法第43条の3の34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。
（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78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火災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34第2項の認可を受けたものであって、第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しないものを除く。以下この条から第81条までにおいて同じ。）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。
一 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。
二 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。
三 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。
四 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。
五 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、泡消火薬剤その他資機材を備え付けること。
六 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。
七 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。
八 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。
（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79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。
一 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。
二 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。
三 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。
四 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。
五 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。
六 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。
（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80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、重大事故等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。
一 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。
二 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。
三 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。
四 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。
五 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。
六 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。
七 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。
（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81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、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。
一 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。
二 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。
三 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。
四 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。
五 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（ナトリウム冷却型高速炉に係るものにあっては、液位とする。）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。
六 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。
七 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。
（発電用原子炉の運転）
第82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、次に掲げる発電用原子炉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34第2項の認可を受けた場合は、この限りでない。
一 発電用原子炉の運転に必要な知識を有する者に運転を行わせること。
二 発電用原子炉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。
三 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。
四 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すること。
五 非常の場合に採るべき処置を定め、これを運転員に守らせること。
六 運転上の制限（保安規定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保安規定で定められているものをいう。第129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、同条第5号に掲げるときを除く。
七 試験運転を行う場合には、その目的、方法、異常の際に採るべき処置等を確認の上これを行わせること。
八 発電用原子炉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。
（工場又は事業所において行われる運搬）
第83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又は核燃料物質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、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。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める放射線障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が10センチメートル以上となるものであること。
ロ 容易かつ安全に取り扱うことができ、かつ、運搬中に予想される温度及び内圧の変化、振動等により、亀裂、破損等が生じるおそれがないものであること。
四 核燃料物質等を封入した容器（第2号ただし書の規定により同号イ又はロに規定する核燃料物質によって汚染された物を容器に封入しないで運搬する場合にあっては、当該核燃料物質によって汚染された物。以下この条において「運搬物」という。）及びこれを積載し、又は収納した車両その他の核燃料物質等を運搬する機械又は器具（以下この条において「運搬機器」という。）の表面及び表面から1メートルの距離における線量当量率がそれぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないようにし、かつ、運搬物の表面の放射性物質の密度が第73条第1号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。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
2 前項の場合において、特別の理由により同項第3号及び第4号に掲げる措置の全部又は一部を講ずることが著しく困難なときは、原子力規制委員会の承認を受けた措置を講ずることをもって、これらに代えることができる。ただし、当該運搬物の表面における線量当量率が原子力規制委員会の定める線量当量率を超えるときは、この限りでない。
3 第1項第2号から第4号まで及び第7号から第10号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
4 第1項の規定は、核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則（昭和53年総理府令第57号）第3条から第17条まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和53年運輸省令第72号）第3条から第19条までに規定する運搬の技術上の基準に従って保安のために必要な措置を講じて工場又は事業所において行われる運搬については、適用しない。
（貯蔵）
第84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34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。
一 核燃料物質の貯蔵は、貯蔵施設において行うこと。
二 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。
三 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。
四 使用済燃料は、冷却について必要な措置を採ること。
五 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。
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の外において行われる使用済燃料の貯蔵に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 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。
二 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。
三 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。
四 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62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。
五 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。
（工場又は事業所において行われる廃棄）
第85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、次に掲げる措置を講じなければならない。
一 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、廃棄に従事する者に作業衣等を着用させること。
二 放射性廃棄物の廃棄に従事する者以外の者が放射性廃棄物の廃棄作業中に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。
三 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 放射線障害防止の効果を持った廃気槽に保管廃棄すること。
四 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における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、排気口において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。
五 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採ること。
六 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放射線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 放射線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。
七 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その他の方法によって排水中における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、排水口において又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外側の境界における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。
八 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。
九 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するときは、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、及び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。
十 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。
十一 第6号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を放射線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62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。
十二 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放射線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、放射線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。
十三 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。
十四 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。
十五 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。
（防護措置）
第86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。
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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1又は2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1又は2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1又は2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
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次項に定める措置 |
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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1又は2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1又は2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1又は2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1又は2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 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。）
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次項に定める措置 |
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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1又は2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1又は2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1又は2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1又は2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1又は2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次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 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。）
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第3項に定める措置 |
2 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、次に掲げるとおりとする。
一 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等の堅固な構造の障壁によって区画し、及び適切かつ十分な監視を行うことができる装置を当該防護区域内に設置すること。
二 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。
三 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。
四 見張人に、防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域への人の侵入を監視するための装置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、当該周辺防護区域及び当該立入制限区域を巡視させること。
五 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、当該周辺防護区域又は当該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（以下この項において「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、当該周辺防護区域又は当該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 ロに掲げる証明書等を所持する者が防護区域に立ち入る場合は、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。
六 防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域への業務用の車両以外の車両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。
七 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。
八 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 第5号イ及びロに掲げる証明書等を所持する者が物品を防護区域に持ち込み又は防護区域から持ち出そうとする場合は、当該防護区域の出入口において、イの点検のほか、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、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、当該出入口については、この限りでない。
九 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、人の侵入を監視するための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等の堅固な構造の施設（以下この号及び第12号において単に「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であることを確認の上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、施設への人の侵入を監視するための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当該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。
十 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。
十一 人の侵入を監視するための装置（以下この号において「監視装置」という。）を設置する場合は、次に掲げるところによること。
イ 監視装置は、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ものであること。
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。
十二 防護区域、周辺防護区域若しくは立入制限区域又は施設の出入口に施錠する場合は、次に掲げる措置を講ずること。
イ 鍵及び錠については、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 鍵又は錠について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。
十三 中央制御室及び特定重大事故等対処施設（研開炉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。以下この項及び第91条第1項において同じ。）に属する緊急時制御室については、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。
十四 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については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 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。
ロ イの規定により設置された障壁によって区画された区域に第5号ロに規定する証明書等を所持する者が立ち入る場合は、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。
十五 交流電源を供給する全ての設備、発電用原子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済燃料貯蔵槽を冷却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、発電用原子炉施設又は使用済燃料貯蔵槽を冷却する機能が喪失し、発電用原子炉内又は使用済燃料貯蔵槽内の特定核燃料物質を発電用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（特定重大事故等対処施設に属する場合を除く。第91条第1項において「防護区域内防護対象枢要設備」という。）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。
十六 交流電源を供給する全ての設備、発電用原子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済燃料貯蔵槽を冷却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発電用原子炉施設又は使用済燃料貯蔵槽を冷却する機能が喪失し、発電用原子炉内又は使用済燃料貯蔵槽内の特定核燃料物質を発電用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（第91条第1項において「防護区域外防護対象枢要設備」という。）については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 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。
ロ イの規定により設置された障壁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。
ハ イの規定により設置された障壁によって区画された区域に第5号ロに規定する証明書等を所持する者が立ち入る場合は、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。
十七 特定重大事故等対処施設は、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。
十八 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。
十九 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（第91条第1項において「情報システムセキュリティ計画」という。）を作成すること。
二十 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。
二十一 特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置については、点検及び保守を行い、その機能を維持すること。
二十二 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2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。
ホ 見張人の詰所に第5号ロに規定する証明書等を所持する者が立ち入る場合は、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。
二十三 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2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。
ホ 監視所に第5号ロに規定する証明書等を所持する者が立ち入る場合は、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。
二十四 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。
二十五 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。
二十六 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。
二十七 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（以下この項において単に「業務上知り得る者」という。）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 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
二十八 証明書等の発行又は業務上知り得る者の指定を受けようとする者（以下この号において「対象者」という。）について、次に掲げる措置を講ずること。
イ 次に掲げるところにより、あらかじめ、対象者について、妨害破壊行為等を行うおそれがあるか否か又は特定核燃料物質の防護に関する秘密の取扱いを行った場合にこれを漏らすおそれがあるか否かについての確認（以下この号において単に「確認」という。）を行うこと。
（1） 対象者の履歴、外国との関係及びテロリズムその他の犯罪行為を行うおそれがある団体（暴力団を含む。）との関係、事理を弁識する能力並びに特定核燃料物質の防護に関連する犯罪及び懲戒の経歴を調査し、確認を行うこと。
（2） 原子力規制委員会が定めるところにより、申告書その他の書類の提出又は提示を求める方法、対象者との面接、対象者の性格等に関する適性検査その他必要な方法により調査し、確認を行うこと。
（3） あらかじめ、対象者に対し、確認の実施に際し知り得た情報の漏えい及び目的外利用を防止する措置を講じていることその他必要な事項を説明し、個人情報の利用について対象者の同意を得た上で確認を行うこと。
ロ 確認を行った結果、対象者について、妨害破壊行為等を行うおそれがあり、又は特定核燃料物質の防護に関する秘密を漏らすおそれがあると認められる場合（イ（3）に規定する同意が得られない場合を含む。）は、対象者に対し、証明書等の発行及び業務上知り得る者の指定を行わないこと。
ハ 証明書等及び業務上知り得る者の指定の有効期間は、証明書等の発行又は業務上知り得る者の指定の日から起算して5年以内とすること。ただし、有効期間内であっても、事情の変更により特別の必要が生じたときは、改めて確認を行うこと。
ニ 証明書等の発行に係るイ、ロ及びハに掲げる措置は、業務上次に掲げる区域等のいずれかに常時立ち入ろうとする対象者について講ずること。
（1） 防護区域
（2） 第14号ロに規定する区域
（3） 第16号ハに規定する区域
（4） 見張人の詰所
（5） 監視所
二十九 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。
三十 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。
3 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、前項第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、同項第24号から第27号まで、同項第29号及び同項第30号の規定を準用する。この場合において、同項第4号中「防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域」とあるのは、「防護区域」と、「当該防護区域、当該周辺防護区域及び当該立入制限区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第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、「当該防護区域、当該周辺防護区域又は当該立入制限区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第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29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。
一 防護区域を定めること。
二 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。
三 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、当該出入口については、この限りでない。
四 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であることを確認の上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、貯蔵施設等への人の侵入を監視するための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。
五 特定核燃料物質の防護に関する関係機関への連絡は、2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。
（保安規定）
第87条 法第43条の3の24第1項の規定による保安規定の認可を受けようとする者は、認可を受けようとする工場又は事業所ごとに、次に掲げる事項について保安規定を定め、これを記載した申請書を提出しなければならない。
一 関係法令及び保安規定の遵守のための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
二 安全文化を醸成するための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
三 発電用原子炉施設の品質保証に関すること（根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制並びに作業手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。）。
四 発電用原子炉施設の運転及び管理を行う者の職務及び組織に関すること（次号に掲げるものを除く。）。
五 発電用原子炉主任技術者の職務の範囲及びその内容並びに発電用原子炉主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること。
六 電気主任技術者（電気事業法（昭和39年法律第170号）第43条第1項に規定する主任技術者のうち同法第44条第1項第1号から第3号までに掲げる種類の主任技術者免状の交付を受けている者をいう。以下同じ。）の職務の範囲及びその内容並びに電気主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること。
七 ボイラー・タービン主任技術者（電気事業法第43条第1項に規定する主任技術者のうち同法第44条第1項第6号又は第7号に掲げる種類の主任技術者免状の交付を受けている者をいう。以下同じ。）の職務の範囲及びその内容並びにボイラー・タービン主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること。
八 発電用原子炉施設の運転及び管理を行う者に対する保安教育に関することであって次に掲げるもの
イ 保安教育の実施方針（実施計画の策定を含む。）に関すること。
ロ 保安教育の内容に関することであって次に掲げるもの
（1） 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
（2） 発電用原子炉施設の構造、性能及び運転に関すること。
（3） 放射線管理に関すること。
（4） 核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物の取扱いに関すること。
（5） 非常の場合に採るべき処置に関すること。
ハ その他発電用原子炉施設に係る保安教育に関し必要な事項
九 発電用原子炉施設の運転に関すること（次の2号に掲げるものを除く。）。
十 発電用原子炉の運転期間に関すること。
十一 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。
十二 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定並びにこれらの区域に係る立入制限等に関すること。
十三 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。
十四 線量、線量当量、放射性物質の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の監視並びに汚染の除去に関すること。
十五 放射線測定器の管理に関すること。
十六 発電用原子炉施設の巡視及び点検並びにこれらに伴う処置に関すること。
十七 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱いに関すること。
十八 放射性廃棄物の廃棄に関すること。
十九 非常の場合に採るべき処置に関すること。
二十 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に関すること。
二十一 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に関すること。
二十二 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に関すること。
二十三 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に関すること。
二十四 発電用原子炉施設に係る保安（保安規定の遵守状況を含む。）に関する適正な記録及び報告（第129条各号に掲げる事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合の経営責任者への報告を含む。）に関すること。
二十五 発電用原子炉施設の保守管理に関すること（溶接事業者検査及び定期事業者検査の実施に関すること並びに経年劣化に係る技術的な評価に関すること及び長期保守管理方針を含む。）。
二十六 保守点検を行った事業者から得られた保安に関する技術情報についての他の発電用原子炉設置者との共有に関すること。
二十七 不適合が発生した場合における当該不適合に関する情報の公開に関すること。
二十八 その他発電用原子炉施設に係る保安に関し必要な事項
2 法第43条の3の24第1項の規定により保安規定の認可又はその変更の認可を受けようとする者は、前項第25号に掲げる発電用原子炉施設の保守管理に関することを変更しようとする場合（第77条第1項、第2項若しくは第3項の規定により長期保守管理方針を策定し、又は同条第4項の規定により長期保守管理方針を変更しようとする場合に限る。）にあっては、第77条第1項、第2項若しくは第3項の評価の結果又は同条第4項の見直しの結果を記載した書類を添えて、申請しなければならない。
3 法第43条の3の34第2項の認可を受けようとする者は、当該認可の日までに、当該認可を受けようとする廃止措置計画に定められている廃止措置を実施するため、法第43条の3の24第1項の規定により認可を受けた保安規定について次に掲げる事項を追加し、又は変更した保安規定の認可を受けなければならない。これを変更しようとするときも同様とする。
一 関係法令及び保安規定の遵守のための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
二 安全文化を醸成するための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
三 発電用原子炉施設の品質保証に関すること（根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制並びに作業手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。）。
四 廃止措置の品質保証に関すること（根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制並びに作業手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。）。
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。
五の2 発電用原子炉主任技術者の職務の範囲及びその内容並びに発電用原子炉主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。）。
六 廃止措置を行う者に対する保安教育に関することであって次に掲げるもの
イ 保安教育の実施方針（実施計画の策定を含む。）に関すること。
ロ 保安教育の内容に関することであって次に掲げるもの
（1） 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
（2） 発電用原子炉施設の構造及び性能に関すること。
（3） 発電用原子炉施設の廃止措置に関すること。
（4） 放射線管理に関すること。
（5） 核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物の取扱いに関すること。
（6） 非常の場合に講ずべき処置に関すること。
ハ その他発電用原子炉施設に係る保安教育に関し必要な事項
七 発電用原子炉の運転停止に関する恒久的な措置に関すること（廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しない場合を除く。）。
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。
九 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定並びにこれらの区域に係る立入制限等に関すること。
十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。
十一 線量、線量当量、放射性物質の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の監視並びに汚染の除去に関すること。
十二 放射線測定器の管理に関すること。
十三 発電用原子炉施設の巡視及び点検並びにこれに伴う処置に関すること。
十四 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱いに関すること（廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しない場合を除く。）。
十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。
十七 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に関すること（廃止措置対象施設内に第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合を除く。）。
十八 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に関すること（廃止措置対象施設内に第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合を除く。）。
十九 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に関すること（廃止措置対象施設内に第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合を除く。）。
二十 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に関すること（廃止措置対象施設内に第111条第1項第6号の性能維持施設が存在しない場合を除く。）。
二十一 発電用原子炉施設に係る保安（保安規定の遵守状況を含む。）に関する適正な記録及び報告（第129条各号に掲げる事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合の経営責任者への報告を含む。）に関すること。
二十二 廃止措置に係る保安（保安規定の遵守状況を含む。）に関する適正な記録及び報告（第129条各号に掲げる事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合の経営責任者への報告を含む。）に関すること。
二十三 発電用原子炉施設の保守管理に関すること（溶接事業者検査の実施に関することを含む。）。
二十四 保守点検を行った事業者から得られた保安に関する技術情報についての他の発電用原子炉設置者との共有に関すること。
二十五 不適合が発生した場合における当該不適合に関する情報の公開に関すること。
二十六 廃止措置の管理に関すること。
二十七 その他発電用原子炉施設又は廃止措置に係る保安に関し必要な事項
4 前項の場合において第1項本文の規定を準用する。
5 第1項（前項において準用する場合を含む。）の申請書の提出部数は、正本1通とする。
（保安規定の遵守状況の検査）
第88条 法第43条の3の24第5項の規定による検査は、毎年4回行うものとする。ただし、法第43条の3の34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。
2 前項に掲げるもののほか、法第43条の3の24第5項の規定による検査は、次に掲げる場合に行うものとする。
一 発電用原子炉の起動又は停止に係る操作（運転開始又は運転停止のための発電用原子炉の操作をいう。）
二 燃料の取替えに係る操作（炉心からの燃料の取出し及び装荷のための操作をいう。）
三 第80条第3号又は第81条第3号の規定による訓練のうち、原子力規制委員会が発電用原子炉施設の保全のために法第43条の3の24第5項に規定する検査を行うことが必要であると認めるものを実施する場合
3 法第43条の3の24第6項において準用する法第12条第6項の原子力規制委員会規則で定める事項は次に掲げるとおりとする。
一 事務所又は工場若しくは事業所への立入り
二 帳簿、書類、設備、機器その他必要な物件の検査
三 従業者その他関係者に対する質問
四 核原料物質、核燃料物質、核燃料物質によって汚染された物その他の必要な試料の提出（試験のため必要な最小限度の量に限る。）をさせること。
（発電用原子炉の譲受けの許可の申請）
第89条 令第20条の5の譲受けの許可の申請書の記載については、次の各号によるものとする。
一 令第20条の5第4号の発電用原子炉の熱出力については、連続最大熱出力を記載すること。
二 令第20条の5第6号の発電用原子炉施設の位置、構造及び設備については、第3条第1項第2号に掲げる区分によって記載すること。
三 令第20条の5第7号の発電用原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間予定使用量については、核燃料物質の種類ごとに年間予定挿入量及び燃焼量を記載すること。
四 令第20条の5第8号の使用済燃料の処分の方法については、その売渡し、貸付け、返還等の相手方及びその方法又はその廃棄の方法を記載すること。
五 令第20条の5第9号の発電用原子炉施設における放射線の管理に関する事項については、第3条第1項第6号に掲げる事項を記載すること。
六 令第20条の5第10号の発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項については、第3条第1項第7号に掲げる事故の区分に応じそれぞれ同号イからハまでに定める事項を記載すること。
2 令第20条の5の譲受けの許可の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 発電用原子炉の使用の目的に関する説明書
二 発電用原子炉の熱出力に関する説明書
三 発電用原子炉の運転の開始の予定時期を記載した書類
四 発電用原子炉の譲受けに要する資金の額及び調達計画を記載した書類
五 発電用原子炉の運転に要する核燃料物質の取得計画を記載した書類
六 発電用原子炉施設の運転に関する技術的能力に関する説明書
七 発電用原子炉施設の安全設計に関する説明書
八 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物による放射線の被ばく管理及び放射性廃棄物の廃棄に関する説明書
九 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書
十 法人にあっては、定款、登記事項証明書並びに最近の財産目録、貸借対照表及び損益計算書
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（発電用原子炉主任技術者の選任等）
第90条 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。
2 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。
一 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
二 発電用原子炉の運転に関する業務に従事した期間
三 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
四 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
3 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1通とする。
（核物質防護規定）
第91条 法第43条の3の27第1項の規定による核物質防護規定の認可を受けようとする者は、工場又は事業所ごとに、次に掲げる事項について核物質防護規定を定め、これ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。
一 関係法令及び核物質防護規定の遵守のための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
二 核セキュリティ文化を醸成するための体制（経営責任者の関与を含む。）に関すること。
三 特定核燃料物質の防護に関する業務に従事する者の職務及び組織に関すること。
四 防護区域（第86条第1項の表第1号から第6号までの特定核燃料物質を取り扱う工場又は事業所にあっては、防護区域及び周辺防護区域。次号において同じ。）及び立入制限区域の設定並びに巡視及び監視に関すること。
五 防護区域及び立入制限区域に係る出入管理に関すること。
六 特定核燃料物質の管理に関すること。
七 防護区域内防護対象枢要設備及び防護区域外防護対象枢要設備の防護に関すること。
八 特定重大事故等対処施設の防護に関すること。
九 特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の機能を常に維持するための措置に関すること。
十 情報システムセキュリティ計画に関すること。
十一 特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置の整備及び点検に関すること。
十二 非常の場合の対応に関すること。
十三 連絡体制の整備に関すること。
十四 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に係る情報の管理に関すること。
十五 特定核燃料物質の防護のために必要な教育及び訓練に関すること。
十六 発電用原子炉施設に係る緊急時対応計画に関すること。
十七 妨害破壊行為等の脅威に対応するために講ずる措置に関すること（第86条第2項第29号（同条第3項で準用する場合を含む。）に該当するものに限る。）。
十八 特定核燃料物質の防護のために必要な措置の定期的な評価及び改善に関すること。
十九 発電用原子炉施設に係る特定核燃料物質の防護（核物質防護規定の遵守状況を含む。）に関する記録に関すること。
二十 その他発電用原子炉施設に係る特定核燃料物質の防護に関し必要な事項
2 前項の申請書の提出部数は、正本1通及び写し1通（発電用原子炉施設のうち令第63条第1項の表第3号の原子力規制委員会が告示で定めるものに係る申請をする場合には、正本及び写し各1通）とする。
（核物質防護規定の遵守状況の検査）
第92条 法第43条の3の27第2項において準用する法第12条の2第5項の規定による検査は、毎年1回行うものとする。
2 法第43条の3の27第2項において準用する法第12条の2第6項の原子力規制委員会規則で定める事項は次に掲げるとおりとする。
一 事務所又は工場若しくは事業所への立入り
二 帳簿、書類、設備、機器その他必要な物件の検査
三 従業者その他関係者に対する質問
四 特定核燃料物質その他の必要な試料の提出（試験のため必要な最小限度の量に限る。）をさせること。
（核物質防護管理者の選任等）
第93条 法第43条の3の28第1項の規定による核物質防護管理者の選任は、工場又は事業所ごとに行うものとする。
2 法第43条の3の28第2項において準用する法第12条の3第2項の規定による届出書の提出部数は、正本1通及び写し1通（発電用原子炉施設のうち令第64条の表第3号の特定発電用原子炉に係る届出をする場合には、正本及び写し各1通）とする。
（核物質防護管理者の要件）
第94条 法第43条の3の28第1項の原子力規制委員会規則で定める要件は、次に掲げるとおりとする。
一 発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において特定核燃料物質の防護に関する業務を統一的に管理することができる地位にある者であること。
二 特定核燃料物質の取扱いに関する一般的な知識を有する者であること。
三 特定核燃料物質の防護に関する業務に管理的地位にある者として1年以上従事した経験を有する者又はこれ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た者であること。
（安全性の向上のための評価の実施）
第94条の2 法第43条の3の29第1項の評価（以下「安全性向上評価」という。）をする者は、発電用原子炉ごとに、当該安全性向上評価をしなければならない。
（安全性の向上のための評価の実施時期）
第94条の3 法第43条の3の29第1項の原子力規制委員会規則で定める時期は、施設定期検査が終了した日以降6月を超えない時期とする。ただし、発電用原子炉の設置又は発電用原子炉の基数の増加の工事の後、施設定期検査を受けていないものにあっては、その運転が開始された日以降6月を超えない時期とする。
（評価の結果等の届出）
第94条の4 法第43条の3の29第3項の規定による届出をしようとする者は、安全性向上評価をした後、遅滞なく、当該安全性向上評価の結果、当該安全性向上評価に係る調査及び分析並びに評定の方法並びに次条に定める事項（以下「評価の結果等」という。）を原子力規制委員会に届け出なければならない。
2 前項の提出部数は、正本1通とする。
（届出事項）
第94条の5 法第43条の3の29第3項の原子力規制委員会規則で定める事項は、次のとおりとする。
一 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
二 安全性向上評価に係る発電用原子炉施設の名称及び所在地
（評価に係る調査及び分析並びに評定の方法）
第94条の6 法第43条の3の29第4項に規定する原子力規制委員会規則で定める方法は、次に掲げるものとする。
一 発電用原子炉施設において予想される事故の発生及び拡大の防止（以下この号において「事故の発生の防止等」という。）のための措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事故の発生の防止等の効果に関する次に掲げる事項を確認すること。
イ 当該発電用原子炉施設について、法第43条の3の14の技術上の基準において設置すべきものと定められているものが設置されていること。
ロ 当該発電用原子炉施設について、法第43条の3の24第1項の認可又は変更の認可を受けた保安規定に定める措置が講じられていること。
ハ 当該発電用原子炉施設において、発電用原子炉施設における安全に関する最新の知見を踏まえつつ、自ら安全性の向上を図るためイ及びロの規定により確認することとされている措置に加えて講じた措置の内容及びその措置による事故の発生の防止等の効果
二 前号に掲げる措置を講じたにもかかわらず、重大事故の発生に至る可能性がある場合には、その可能性に関する事項について、発生する可能性のある事象の調査、分析及び評価を行い、その事象の発生頻度及び当該事象が発生した場合の被害の程度を評価する手法その他の重大事故の発生に至る可能性に関する評価手法により確認すること。
三 前2号により確認した内容を考慮して、当該発電用原子炉施設の全体に係る安全性についての総合的な評定を行うこと。
（評価の結果等の公表）
第94条の7 法第43条の3の29第5項の規定による公表は、同条第3項の規定による届出をした後、遅滞なく、インターネットの利用その他の適切な方法により行うものとする。
（特定機器の種類）
第95条 法第43条の3の30第1項の原子力規制委員会規則で定める特定機器は、次のとおりとする。
一 第3条第1項第2号リ（3）の非常用格納容器保護設備のうち、再結合装置（ブロワを要しないものに限る。以下同じ。）
二 第3条第1項第2号リ（3）の非常用格納容器保護設備のうち、圧力逃がし装置
三 第3条第1項第2号ヌ（2）の非常用電源設備のうち、ガスタービンを原動力とする発電設備
四 第3条第1項第2号ヌ（2）の非常用電源設備のうち、内燃機関を原動力とする発電設備
五 第3条第1項第2号ヌ（2）の非常用電源設備のうち、無停電電源装置
六 第3条第1項第2号ヌ（2）の非常用電源設備のうち、電力貯蔵装置
（型式証明の申請）
第96条 法第43条の3の30第1項の規定により特定機器の型式の設計について型式証明を受けようとする者は、次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。
一 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
二 特定機器の種類
三 特定機器の名称及び型式
四 特定機器の構造及び設備
五 特定機器を使用することができる範囲を限定し、又は条件を付する場合にあっては、当該特定機器を使用することができる発電用原子炉施設の範囲又は条件
2 前項の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 特定機器の安全設計に関する説明書
二 特定機器を使用することにより発電用原子炉施設に及ぼす影響に関する説明書
3 原子力規制委員会は、法第43条の3の30第1項の規定により特定機器の型式の設計について型式証明をするときは、当該型式の設計に係る特定機器を使用することができる範囲を限定し、又は条件を付することができる。
4 第1項の申請書の提出部数は、正本1通とする。
（型式証明の変更）
第97条 法第43条の3の30第3項の規定により特定機器の型式の設計について型式証明を受けた型式の特定機器の設計の変更（前条第1項第4号又は第5号に掲げる事項の変更に係るものに限る。）について承認を受けようとする者は、次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。
一 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
二 変更の内容
三 変更の理由
2 前項の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 変更後における特定機器の安全設計に関する説明書
二 変更後における特定機器を使用することにより発電用原子炉施設に及ぼす影響に関する説明書
3 法第43条の3の30第3項の承認は、当該承認に係る特定機器の型式が、その型式証明を受けた型式の設計に係る特定機器の型式と同一と認められる場合に行う。
4 第1項の申請書の提出部数は、正本1通とする。
（型式証明に係る変更の届出）
第98条 特定機器の型式の設計について型式証明を受けた者は、第96条第1項第1号又は第3号に掲げる事項を変更したときは、遅滞なく、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。
2 前項の届出書の提出部数は、正本1通とする。
（特定機器型式証明通知書等の交付）
第99条 原子力規制委員会は、次に掲げる場合に応じ、それぞれ当該各号に定める書面を交付するものとする。
一 法第43条の3の30第1項の規定による型式証明を行った場合 特定機器型式証明通知書
二 法第43条の3の30第3項の規定による承認を行った場合 特定機器型式証明変更承認通知書
三 法第43条の3の30第5項の規定による型式証明の取消しを行った場合 特定機器型式証明取消通知書
（型式証明番号等の告示）
第100条 原子力規制委員会は、型式証明又は型式証明の取消しをしたときは、次に掲げる事項について告示するものとする。
一 型式証明の番号
二 特定機器の種類
三 特定機器の名称及び型式
四 特定機器を使用することができる発電用原子炉施設の範囲又は条件
五 特定機器の型式の設計について型式証明を受けた者又は受けてい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 原子力規制委員会は、法第43条の3の30第3項の変更が、第96条第1項第5号に掲げる事項に係るものであるときは、その旨を告示するものとする。
3 原子力規制委員会は、第98条の規定による届出があったときは、その旨を告示するものとする。
（型式指定の申請の範囲）
第101条 法第43条の3の31第1項の規定による型式設計特定機器の型式についての指定（以下「型式指定」という。）の申請は、型式設計特定機器を製作することを業とする者又はその者から型式設計特定機器を購入する契約を締結している者（外国において本邦に輸出される型式設計特定機器を製作することを業とする者又はその者から当該型式設計特定機器を購入する契約を締結している者であって当該型式設計特定機器を本邦に輸出することを業とするものを含む。以下「製造者等」という。）が、製作、販売又は使用（以下「製作等」という。）をする型式設計特定機器について行うものとする。
（型式指定の申請）
第102条 型式指定を受けようとする者は、次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。
一 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
二 主たる製造工場の名称及び所在地
三 型式設計特定機器の種類
四 型式設計特定機器の名称及び型式
五 型式設計特定機器の型式証明の番号
六 型式設計特定機器の設計の概要
七 申請に係る型式設計特定機器の製作等に係る品質管理の方法等に関する次の事項
イ 品質保証の実施に係る組織
ロ 品質保証活動の計画
ハ 品質保証活動の実施
ニ 品質保証活動の評価
ホ 品質保証活動の改善
八 型式設計特定機器を使用することができる範囲を限定し、又は条件を付する場合にあっては、当該型式設計特定機器を使用することができる発電用原子炉施設の範囲又は条件
2 前項第6号に掲げる事項については、申請に係る型式設計特定機器の属する別表第3の上欄に掲げる型式設計特定機器の種類に応じて、同表の中欄に掲げる事項を記載しなければならない。
3 第1項の申請書には、当該申請に係る型式設計特定機器の属する別表第3の上欄に掲げる型式設計特定機器の種類に応じて同表の下欄に掲げる書類及び当該申請に係る型式設計特定機器の製作等に係る品質管理の方法及びその検査のための組織に関する説明書を添付しなければならない。
4 第1項の申請書の提出部数は、正本1通とする。
（型式指定の変更の承認）
第103条 型式指定を受けた型式設計特定機器の製造者等（以下「指定製造者等」という。）は、前条第1項第5号から第8号までに掲げる事項を変更しようとするときは、次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、その承認を受けなければならない。
一 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
二 変更の内容
三 変更の理由
2 前項の申請書には、当該申請に係る型式設計特定機器の属する別表第3の上欄に掲げる型式設計特定機器の種類に応じて同表の下欄に掲げる書類及び当該申請に係る型式設計特定機器の製作等に係る品質管理の方法及びその検査のための組織に関する説明書を添付しなければならない。
3 第1項の承認は、当該承認に係る型式設計特定機器の型式が、その指定を受けた型式設計特定機器の型式と同一と認められる場合に行う。
4 第1項の申請書の提出部数は、正本1通とする。
（型式指定に係る変更の届出等）
第104条 指定製造者等は、第102条第1項第1号、第2号又は第4号に掲げる事項を変更したときは、遅滞なく、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。
2 型式指定を受けた者は、当該型式の型式設計特定機器の製造者等でなくなったときは、その日から30日以内に、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。
3 原子力規制委員会は、前項の届出があったときは、その指定を取り消すことができる。この場合において、取消しの日までに製作等が行われた型式設計特定機器については、取消しの効力は及ばないものとする。
4 第1項及び第2項の届出書の提出部数は、正本1通とする。
（型式指定通知書等の交付）
第105条 原子力規制委員会は、次に掲げる場合に応じ、それぞれ当該各号に定める書面を交付するものとする。
一 法第43条の3の31第1項の規定による型式指定を行った場合 型式設計特定機器指定通知書
二 第103条第1項の規定による承認を行った場合 型式設計特定機器変更承認通知書
三 法第43条の3の31第5項又は第6項の規定による型式指定の取消しを行った場合 型式設計特定機器指定取消通知書
（品質保証の実施の記録の保存）
第106条 指定製造者等は、当該型式設計特定機器が指定を受けた型式としての設計の内容を有するようにしなければならない。この場合において、指定製造者等は、当該型式設計特定機器が均一性を有するようにするために行う検査の結果その他品質保証の実施の記録を5年間保存しなければならない。
（指定番号等の告示）
第107条 原子力規制委員会は、指定又は指定の取消しをしたときは、次に掲げる事項について告示するものとする。
一 指定の番号
二 特定機器の種類
三 特定機器の名称及び型式
四 型式設計特定機器を使用することができる発電用原子炉施設の範囲又は条件
五 製造者等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
六 主たる製造工場の名称及び所在地
2 原子力規制委員会は、第103条第1項の変更が、第102条第1項第8号に掲げる事項に係るものであるときは、その旨を告示するものとする。
3 原子力規制委員会は、第104条第1項の規定による届出があったときは、その旨を告示するものとする。
（発電用原子炉の運転の期間の延長に係る認可の申請）
第108条 法第43条の3の32第4項の規定により同条第1項の発電用原子炉を運転することができる期間の延長について認可を受けようとする者は、当該期間の満了前1年以上1年3月以内に次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。
一 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
二 発電用原子炉を運転することができる期間の延長に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 発電用原子炉を運転することができる期間の延長の対象となる発電用原子炉の名称
四 延長しようとする期間
2 前項の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。
一 申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のための点検の結果を記載した書類
二 延長しようとする期間における運転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化の状況に関する技術的な評価の結果を記載した書類
三 延長しようとする期間における原子炉その他の設備についての保守管理に関する方針を記載した書類
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（発電用原子炉の運転の期間の延長に係る認可の基準）
第109条 法第43条の3の32第5項の原子力規制委員会規則で定める基準は、延長しようとする期間において、原子炉その他の設備が延長しようとする期間の運転に伴う劣化を考慮した上で研究開発段階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10号。以下「研開炉技術基準規則」という。）に定める基準に適合するものとする。
（廃止措置として行うべき事項）
第110条 法第43条の3の33第1項の原子力規制委員会規則で定める廃止措置は、発電用原子炉施設の解体、核燃料物質の譲渡し、核燃料物質による汚染の除去、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄及び第62条第1項に規定する放射線管理記録の同条第5項の原子力規制委員会が指定する機関への引渡しとする。
（廃止措置実施方針に定める事項）
第110条の2 法第43条の3の33第1項の廃止措置実施方針には、発電用原子炉ごとに、次に掲げる事項を定めなければならない。
一 氏名又は名称及び住所
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 発電用原子炉の名称
四 廃止措置の対象となることが見込まれる発電用原子炉施設及びその敷地
五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
六 廃止措置に係る核燃料物質の管理及び譲渡し
七 廃止措置に係る核燃料物質による汚染の除去（核燃料物質による汚染の分布とその評価方法を含む。）
八 廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込み及びその廃棄
九 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理
十 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等
十一 第111条第1項第6号の性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間
十二 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達の方法
十三 廃止措置の実施体制
十四 廃止措置に係る品質保証計画
十五 廃止措置の工程
十六 廃止措置実施方針の変更の記録（作成若しくは変更又は第110条の4の規定に基づく見直しを行った日付、変更の内容及びその理由を含む。）
（廃止措置実施方針の公表）
第110条の3 法第43条の3の33第1項及び第3項の規定による公表は、廃止措置実施方針の作成又は変更を行った後、遅滞なく、インターネットの利用により行うものとする。
（廃止措置実施方針の見直し）
第110条の4 発電用原子炉設置者は、少なくとも5年ごとに、廃止措置実施方針の見直しを行い、必要があると認めるときは、これを変更しなければならない。
（廃止措置計画の認可の申請）
第111条 法第43条の3の34第2項の規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、廃止しようとする発電用原子炉ごとに、次に掲げる事項について廃止措置計画を定め、これ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。
一 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
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 発電用原子炉の名称
四 廃止措置対象施設及びその敷地
五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
六 廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（以下この条において「性能維持施設」という。）
七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能、その性能を維持すべき期間並びに研開炉技術基準規則第2章及び第3章に定めるところにより難い特別の事情がある場合はその内容
八 核燃料物質の管理及び譲渡し
九 核燃料物質による汚染の除去
十 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄
十一 廃止措置の工程
2 前項の申請書には、次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料
二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書
四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書
五 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
六 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書
七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書
八 廃止措置の実施体制に関する説明書
九 品質保証計画に関する説明書
十 前各号に掲げるもののほか、原子力規制委員会が必要と認める書類又は図面
3 特定研究開発段階発電用原子炉について法第43条の3の34第2項の認可を受けようとする者は、第1項の申請書に記載する廃止措置計画に、同項各号に掲げる事項のほか、燃料体を炉心等から取り出す方法及び時期並びに施設定期検査を受けるべき時期について定めなければならない。
4 前項の場合には、第1項の申請書には、第2項第1号に掲げる書類又は図面に代えて、燃料体を炉心等から取り出す工程に関する説明書を添付しなければならない。
5 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（廃止措置計画の変更の認可の申請）
第112条 法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第3項の認可を受けようとする者は、次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。
一 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
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 発電用原子炉の名称
四 変更に係る前条第1項第4号から第11号までに掲げる事項
五 変更の理由
2 前項の申請書には前条第2項各号に掲げる事項のうち変更に係るものについて説明した資料を添付しなければならない。
3 前条第3項及び第4項の規定は、法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第3項の認可の申請をする場合について準用する。
4 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（廃止措置計画に係る軽微な変更）
第113条 法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第3項ただし書に規定する原子力規制委員会規則で定める軽微な変更は、廃止措置の実施に伴う災害の防止上支障のない変更とする。
2 法第43条の3の34第2項の規定により認可を受けた者は、前項の変更をしたときは、その変更の日から30日以内に、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。
（廃止措置計画の認可の基準）
第114条 法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第4項に規定する原子力規制委員会規則で定める基準は、次に掲げるとおりとする。
一 廃止措置計画に係る炉心等から燃料体が取り出されていること。
二 核燃料物質の管理及び譲渡しが適切なものであること。
三 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の管理、処理及び廃棄が適切なものであること。
四 廃止措置の実施が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上適切なものであること。
2 前項の規定にかかわらず、特定研究開発段階発電用原子炉に係る廃止措置計画の認可に係る法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第4項に規定する原子力規制委員会規則で定める基準は、前項第2号から第4号までに掲げるもののほか、廃止措置計画に係る特定研究開発段階発電用原子炉の運転停止に関する恒久的な措置が講じられていることとする。
（廃止措置の終了の確認の申請）
第115条 法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第8項の規定により廃止措置の終了の確認を受けようとする者は、次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。
一 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
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 発電用原子炉の名称
四 発電用原子炉施設の解体の実施状況
五 核燃料物質の譲渡しの実施状況
六 核燃料物質による汚染の除去の実施状況
七 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄の実施状況
2 前項の申請書には、次に掲げる事項を記載した書類を添付しなければならない。
一 核燃料物質による汚染の分布状況
二 前号に掲げる事項のほか、原子力規制委員会が必要と認める事項
3 第1項の申請書の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（廃止措置の終了確認の基準）
第116条 法第43条の3の34第3項において準用する法第12条の6第8項に規定する原子力規制委員会規則で定める基準は、次に掲げるとおりとする。
一 核燃料物質の譲渡しが完了していること。
二 廃止措置対象施設の敷地に係る土壌及び当該敷地に残存する施設が放射線による障害の防止の措置を必要としない状況にあること。
三 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄が終了していること。
四 第62条第1項に規定する放射線管理記録の同条第5項の原子力規制委員会が指定する機関への引渡しが完了していること。
（旧発電用原子炉設置者等の廃止措置計画の認可の申請）
第117条 法第43条の3の35第2項の規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、第111条の規定の例により申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
（旧発電用原子炉設置者等の廃止措置計画の提出期限）
第118条 法第43条の3の35第2項に規定する原子力規制委員会規則で定める期間は、6月とする。
（旧発電用原子炉設置者等の廃止措置計画の変更の認可の申請）
第119条 法第43条の3の35第4項において準用する法第12条の7第4項の規定により、法第43条の3の35第2項の規定により認可を受けた廃止措置計画について変更の認可を受けようとする者は、第112条の規定の例により申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
（旧発電用原子炉設置者等の廃止措置計画の軽微な変更）
第120条 法第43条の3の35第4項において準用する法第12条の7第4項ただし書に規定する原子力規制委員会規則で定める軽微な変更は、廃止措置の実施に伴う災害の防止上支障のない変更とする。
2 法第43条の3の35第2項の規定により認可を受けた者は、前項の変更をしたときは、その変更の日から30日以内に、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。
（旧発電用原子炉設置者等に係る廃止措置対象施設についての施設定期検査を要する場合）
第121条 法第43条の3の35第4項において準用する法第22条の9第4項の原子力規制委員会規則で定める場合（法第43条の3の15の規定の適用に係る場合に限る。）は、廃止措置計画に係る廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在する場合とする。
2 前項の場合においては、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。
一 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
二 放射性廃棄物の廃棄施設
三 放射線管理施設
四 非常用電源設備
（指定の申請）
第122条 第62条第5項の指定は、当該指定を受けようとする者の申請により行う。
（申請書及び添付書類）
第123条 前条の申請は、次に掲げる申請書及び添付書類を原子力規制委員会に提出して行うものとする。
一 次の事項を記載した申請書
イ 名称及び住所並びに代表者の氏名
ロ 記録保存業務（第62条第5項の規定に基づき引渡しを受けた記録を保存する業務をいう。以下同じ。）を行う事務所の名称及び所在地
ハ 記録保存業務を開始しようとする年月日
ニ 行おうとする記録保存業務の範囲
二 定款及び登記事項証明書
三 申請の日を含む事業年度の前事業年度における財産目録及び貸借対照表
四 申請の日を含む事業年度における事業計画書及び収支予算書
五 役員の氏名及び経歴を記載した書類
六 記録保存業務の実施の方法に関する計画
七 次条第1号イからハまでに掲げる事由に該当しないことを説明した書類
八 記録保存業務以外の業務を行っているときは、その業務の種類及び概要を記載した書類
（指定の基準）
第124条 原子力規制委員会は、第122条の申請を行った者が次の各号のいずれにも適合していると認めるときは、その指定を行うものとする。
一 次に掲げる事由に該当しないこと。
イ 法又は法に基づく命令に違反し、罰金以上の刑に処せられ、その執行を終わり、又は執行を受けることがなくなった日から2年を経過しない者
ロ 第126条の規定により指定を取り消され、その取消しの日から2年を経過しない者
ハ その業務を行う役員のうちにイに該当する者がある者
二 その記録保存業務の実施の方法に関する計画が、記録保存業務の適確な実施のために適切なものであること。
三 前号の記録保存業務の実施の方法に関する計画を適確に実施するに足りる経理的基礎及び技術的能力があること。
四 記録保存業務以外の業務を行っているときは、その業務を行うことによって記録保存業務の適確な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと。
（措置の要求）
第125条 原子力規制委員会は、第62条第5項の指定を受けた者（以下「指定記録保存機関」という。）が前条各号のいずれかに適合しなくなったと認めるときは、その指定記録保存機関に対し、これらの規定に適合するため必要な措置を講ずることを求めることができる。
（指定の取消し）
第126条 原子力規制委員会は、指定記録保存機関が次の各号のいずれかに該当するときは、第62条第5項の指定を取り消すことができる。
一 第124条各号の規定に適合しなくなったとき。
二 前条の求めに対し、正当な理由なくこれに応じないとき。
三 不正の手段により第62条第5項の指定を受けたとき。
四 記録保存業務の全部又は一部を休止又は廃止する日の6月前までに、その旨を原子力規制委員会に届け出たとき。
（指定等の公示）
第127条 原子力規制委員会は、次の場合には、その旨を官報に公示するものとする。
一 第62条第5項の指定をしたとき。
二 前条の規定により指定を取り消したとき。
（報告徴求）
第128条 原子力規制委員会は、記録保存業務の適正な実施を確保するため必要があると認めるときは、指定記録保存機関に対し、その業務の状況に関し、報告を求めることができる。
（事故故障等の報告）
第129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。次条及び第131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。
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5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、安全機器等又は常設重大事故等対処設備に属する機器等の点検を行った場合において、当該安全機器等が研開炉技術基準規則第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又は当該安全機器等若しくは当該常設重大事故等対処設備に属する機器等が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。
四 火災により安全機器等又は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。
五 前3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85条第4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85条第7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（以下この条において「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、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 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。
十二 放射線業務従事者について第74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。
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、燃料体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。
（危険時の措置）
第130条 法第64条第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、次に掲げる応急の措置を講じなければならない。
一 発電用原子炉施設に火災が起こり、又は発電用原子炉施設に延焼するおそれがある場合には、消火又は延焼の防止に努めるとともに直ちにその旨を消防吏員に通報すること。
二 核燃料物質を他の場所に移す余裕がある場合には、必要に応じてこれを安全な場所に移し、その場所の周囲には縄を張り、又は標識等を設け、及び見張人を配置することにより、関係者以外の者が立ち入ることを禁止すること。
三 放射線障害の発生を防止するため必要がある場合には、発電用原子炉施設の内部にいる者及び付近にいる者に避難するよう警告すること。
四 核燃料物質による汚染が生じた場合には、速やかに、その広がりの防止及び汚染の除去を行うこと。
五 放射線障害を受けた者又は受けたおそれのある者がいる場合には、速やかに救出し、避難させる等緊急の措置を講ずること。
六 その他放射線障害を防止するために必要な措置を講ずること。
（報告の徴収）
第131条 発電用原子炉設置者は、工場又は事業所ごとに様式第2による報告書を、気体状及び液体状の放射性廃棄物に含まれる放射性物質の種類別の年間放出量、固体状の放射性廃棄物の保管量等、使用済燃料の貯蔵量等、放射線業務従事者の1年間の線量分布並びに一般公衆の実効線量の評価に係るものにあっては毎年4月1日からその翌年の3月31日までの期間について、その他のものにあっては毎年4月1日から9月30日までの期間及び10月1日からその翌年の3月31日までの期間について作成し、それぞれ当該期間の経過後45日以内に原子力規制委員会に提出しなければならない。
2 前項の報告書の提出部数は、正本1通とする。
（届出書等の提出部数）
第132条 法第43条の3の8第3項又は法第43条の3の19第2項の規定による届出書の提出部数は、正本1通とする。
（身分を示す証明書）
第133条 法第43条の3の24第6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は、様式第3によるものとし、法第43条の3の27第2項において準用する法第12条の2第7項の身分を示す証明書は、様式第4によるものとし、法第68条第6項の身分を示す証明書は、様式第5によるものとする。
（電磁的記録媒体による手続）
第134条 次の各号に掲げる書類の提出については、当該書類の提出に代えて、当該書類に記載すべきこととされている事項を記録した電磁的記録媒体（電磁的記録（電磁的方法で作られる記録であって、電子計算機による情報処理の用に供されるものをいう。）に係る記録媒体をいう。以下同じ。）及び様式第6の電磁的記録媒体提出票を提出することにより行うことができる。
一 第59条第1項又は第3項の運転計画
二 第60条第1項の申請書、同条第2項第2号に掲げる財産目録、貸借対照表及び損益計算書並びに同項第3号に掲げる説明書
三 第90条第3項の届出書
四 第91条第1項の申請書
五 第93条第2項の届出書
六 第131条第1項の報告書
附則
この府令は、内閣法の一部を改正する法律（平成11年法律第88号）の施行の日（平成13年1月6日）から施行する。
附則 （平成12年12月26日総理府令第151号）
この府令は、平成13年4月1日から施行する。
附則 （平成14年1月30日経済産業省令第18号）
この省令は、平成14年1月31日から施行する。ただし、第55条の次に1条を加える改正規定（第56条第5項第2号に係る部分に限る。）は、平成14年3月1日から施行する。
附則 （平成15年3月6日経済産業省令第16号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成15年3月17日経済産業省令第21号）
この省令は、電気事業法及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の一部を改正する法律の施行の日（平成15年3月17日）から施行する。
附則 （平成15年3月31日経済産業省令第43号） 抄
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成15年9月22日経済産業省令第106号）
この省令は、平成15年10月1日から施行する。
附則 （平成15年9月24日経済産業省令第110号）
この省令は、平成15年10月1日から施行する。
附則 （平成15年9月24日経済産業省令第117号）
（施行期日）
第1条 この省令は、平成15年10月1日から施行する。
（経過措置）
第2条 この省令の施行の際現に法律第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成15年12月31日までに同項に規定する保安規定の変更の認可を申請しなければならない。
2 前項の規定による保安規定の変更の認可を申請した者については、当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分のあった日までの間は、改正後の第36条第1項の規定にかかわらず、なお従前の例による。
附則 （平成17年3月4日経済産業省令第14号）
この省令は、不動産登記法の施行の日（平成17年3月7日）から施行する。
附則 （平成17年11月22日経済産業省令第109号）
（施行期日）
1 この省令は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の一部を改正する法律（平成17年法律第44号。以下「改正法」という。）の施行の日（平成17年12月1日）から施行する。ただし、第35条の改正規定（「第1条の2第3号」を「第2条第3号」に改める部分を除く。）及び第41条第1項の改正規定は、平成18年6月1日から施行する。
（経過措置）
2 この省令による改正前の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（以下「旧規則」という。）第31条第2項の承認を受けた原子炉設置者についての旧規則第19条第3項、第19条の2、第21条第1号及び第34条の2第1項の規定の適用については、なお従前の例による。ただし、当該原子炉設置者が改正法による改正後の核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第43条の3の2第2項又は改正法附則第2条第2項の規定による認可を受けた場合は、この限りでない。
3 改正法による改正前の核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第38条第1項の規定による届出をした原子炉設置者についての旧規則第34条の2第1項の規定の適用については、なお従前の例による。ただし、当該原子炉設置者が改正法附則第2条第2項の規定による認可を受けた場合は、この限りでない。
4 この省令の公布の際現に法第43条の2第1項の規定により核物質防護規定の認可を受けている者は、平成18年2月28日までに、この省令による改正後の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第41条第1項の規定の例により核物質防護規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
附則 （平成18年12月26日経済産業省令第119号）
（施行期日）
この省令は、核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則の一部を改正する省令の施行の日（平成19年1月1日）から施行する。
附則 （平成19年6月15日経済産業省令第43号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成19年8月9日経済産業省令第55号）
（施行期日）
1 この省令は、平成19年9月30日から施行する。ただし、第26条の2の5の改正規定、第26条の2の7の改正規定、第26条の2の7の次に1条を加える改正規定及び第36条の改正規定は、平成19年12月14日から施行する。
（経過措置）
2 この省令の公布の際現に法第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成19年9月30日までに、第36条の改正規定（同条第1項第16号中「関すること」の下に「（根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制を含む。）」を加える部分を除く。）による改正後の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第36条第1項の規定の例により保安規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
3 この省令の公布の際現に法第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成19年11月30日までに、第36条の改正規定（同条第1項第16号中「関すること」の下に「（根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制を含む。）」を加える部分に限る。）による改正後の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第36条第1項の規定の例により保安規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
附則 （平成20年3月28日経済産業省令第24号）
この省令は、平成20年4月1日から施行する。ただし、第1条中核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則第6条の2の改正規定、第2条中核燃料物質の加工の事業に関する規則第7条の9の改正規定、第3条中使用済燃料の再処理の事業に関する規則第16条の3の改正規定、第4条中実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第15条の3の改正規定、第6条中核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則第33条の2の改正規定（「第51条の16第3項」を「第51条の16第4項」に改める部分を除く。）、第8条中使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第36条の改正規定及び第9条中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第35条の改正規定については、平成20年7月1日から施行する。
附則 （平成20年6月20日経済産業省令第45号）
（施行期日）
1 この省令は、平成20年8月25日から施行する。
（経過措置）
2 この省令の公布の際現に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成20年7月11日までに、この省令の規定による改正後の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第36条の規定の例により保安規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
附則 （平成20年8月29日経済産業省令第61号）
（施行期日）
1 この省令は、平成21年1月1日から施行する。
（経過措置）
2 この省令の施行の日前にこの省令による改正前の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第26条の2の規定により定められた品質保証計画は、この省令による改正後の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（以下「新規則」という。）第26条の2第1項の規定により定められた品質保証計画とみなす。
3 この省令の公布の際現に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成20年10月31日までに、新規則第36条第1項の規定の例により保安規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
附則 （平成20年12月1日経済産業省令第82号）
この省令は、一般社団法人及び一般財団法人に関する法律の施行の日（平成20年12月1日）から施行する。
附則 （平成20年12月18日経済産業省令第87号） 抄
（施行期日）
第1条 この省令は、公布の日から施行する。ただし、第6条の規定は平成21年1月2日から、第1条から第5条まで及び第7条から第9条までの規定は同年4月1日から施行する。
（経過措置）
第2条
6 この省令の公布の際現に規制法第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者（同法第43条の3の2第2項の認可を受けている者に限る。）は、平成21年3月2日までに、この省令第8条の規定による改正後の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第36条第3項の規定の例により保安規定を定め、これを記載した申請書を経済産業大臣に提出しなければならない。
附則 （平成21年3月31日経済産業省令第18号）
（施行期日）
第1条 この省令は、公布の日から施行する。
（経過措置）
第2条 この省令の施行の際現にこの省令第1条の規定による改正前の核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則第6条第5項の規定に基づき指定を受けている者は、平成21年9月30日又はこの省令第1条の規定による改正後の核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則（以下「新製錬規則」という。）第6条第5項の規定に基づき指定を受けた日のいずれか早い日までの間は、新製錬規則第6条第5項の規定に基づき指定を受けているものとみなす。
2 前項の規定は、この省令の施行の際現にこの省令第2条の規定による改正前の核燃料物質の加工の事業に関する規則第7条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第3条の規定による改正前の使用済燃料の再処理の事業に関する規則第8条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第4条の規定による改正前の実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第7条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第5条の規定による改正前の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第2種廃棄物埋設の事業に関する規則第13条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第6条の規定による改正前の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則第26条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第7条の規定による改正前の使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第27条第5項の規定に基づき指定を受けている者、この省令第8条の規定による改正前の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第25条第5項の規定に基づき指定を受けている者及びこの省令第9条の規定による改正前の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第1種廃棄物埋設の事業に関する規則第44条第5項の規定に基づき指定を受けている者について準用する。
附則 （平成22年2月26日経済産業省令第4号）
この省令は、平成22年6月1日から施行する。
附則 （平成22年11月18日経済産業省令第57号）
この省令は、平成22年11月25日から施行する。
附則 （平成23年3月30日経済産業省令第11号）
（施行期日）
第1条 この省令は、公布の日から施行する。
（経過措置）
第2条 この省令の施行の際現に法第37条第1項の規定により保安規定の認可を受けている者は、平成23年4月28日までに同項に規定する保安規定の変更の認可を申請しなければならない。
2 前項の規定による保安規定の変更の認可を申請した者については、当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分のあった日までの間は、第1条の規定による改正後の実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第11条の3、第16条第1項及び第3項の規定並びに第2条の規定による改正後の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第30条の3、第36条第1項及び第3項の規定にかかわらず、なお従前の例による。
附則 （平成24年3月29日経済産業省令第21号）
（施行期日）
1 この省令は、公布の日から施行する。
（経過措置）
2 この省令の施行の際現に核原料物質、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12条の2第1項、第22条の6第1項、第43条の2第1項、第43条の25第1項、第50条の3第1項及び第51条の23第1項の規定により核物質防護規定の認可を受けている者については、第1条の規定による改正後の核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則（以下「新製錬規則」という。）第6条の2第2項第7号及び第14号並びに同条第4項第2号及び第5号並びに第2条の規定による改正後の核燃料物質の加工の事業に関する規則（以下「新加工規則」という。）第7条の9第2項第7号、第9号及び第15号並びに同条第4項第2号及び第6号並びに第3条の規定による改正後の実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「新実用炉規則」という。）第15条の2第2項第7号及び第18号並びに同条第3項第2号及び第5号並びに第4条の規定による改正後の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（以下「新研究炉規則」という。）第35条第2項第7号及び第18号並びに同条第3項第2号及び第5号並びに第5条の規定による改正後の使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則（以下「新貯蔵規則」という。）第36条第2項第7号及び第15号並びに同条第3項第2号及び第5号並びに第6条の規定による改正後の使用済燃料の再処理の事業に関する規則（以下「新再処理規則」という。）第16条の3第2項第7号、第9号及び第17号並びに同条第3項第2号及び第6号並びに第7条の規定による改正後の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第1種廃棄物埋設の事業に関する規則（以下「新第1種埋設規則」という。）第62条第2項第7号及び第14号並びに同条第4項第2号及び第5号並びに第8条の規定による改正後の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第2種廃棄物埋設の事業に関する規則（以下「新第2種埋設規則」という。）第19条の3第2項第7号及び第14号並びに同条第4項第2号及び第5号並びに第9条の規定による改正後の核燃料物資又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則（以下「新廃棄物管理規則」という。）第33条の2第2項第7号及び第14号並びに同条第4項第2号及び第5号の規定はこの省令の施行の日から6ヶ月間は、適用しない。この場合において、当該者は、平成24年6月28日までに法第12条の2第1項、第22条の6第1項、第43条の2第1項、第43条の25第1項、第50条の3第1項又は第51条の23第1項に規定する核物質防護規定の変更の認可を申請しなければならない。
3 この省令の施行の際現に法第12条の2第1項、第22条の6第1項、第43条の2第1項、第43条の25第1項、第50条の3第1項及び第51条の23第1項の規定により核物質防護規定の認可を受けている者については、新製錬規則第6条の2第2項第3号、第15号及び第17号並びに新加工規則第7条の9第2項第3号、第16号及び第18号並びに同条第4項第3号並びに新実用炉規則第15条の2第2項第14号、第19号及び第21号並びに新研究炉規則第35条第2項第3号、第14号、第19号及び第21号並びに新貯蔵規則第36条第2項第3号、第16号及び第18号並びに新再処理規則第16条の3第2項第3号、第18号及び第20号並びに同条第3項第3号並びに新第1種埋設規則第62条第2項第3号、第15号及び第17号並びに新第2種埋設規則第19条の3第2項第3号、第15号及び第17号並びに新廃棄物管理規則第33条の2第2項第3号、第15号及び第17号の規定はこの省令の施行の日から1年間、新製錬規則第6条の2第2項第18号並びに新加工規則第7条の9第2項第19号並びに新実用炉規則第15条の2第2項第15号及び第22号並びに新研究炉規則第35条第2項第15号、第16号及び第22号並びに新貯蔵規則第36条第2項第19号並びに新再処理規則第16条の3第2項第14号、第15号及び第21号並びに新第1種埋設規則第62条第2項第18号並びに新第2種埋設規則第19条の3第2項第18号並びに新廃棄物管理規則第33条の2第2項第18号の規定はこの省令の施行の日から2年間は、適用しない。この場合において、当該者は、平成24年12月27日までに、法第12条の2第1項、第22条の6第1項、第43条の2第1項、第43条の25第1項、第50条の3第1項又は第51条の23第1項に規定する核物質防護規定の変更の認可を申請しなければならない。
附則 （平成24年9月14日経済産業省令第68号）
この省令は、原子力規制委員会設置法の施行の日（平成24年9月19日）から施行する。
附則 （平成25年3月29日原子力規制委員会規則第1号）
この規則は、平成25年4月1日から施行する。
附則 （平成25年6月28日原子力規制委員会規則第4号） 抄
（施行期日）
第1条 この規則は、原子力規制委員会設置法（平成24年法律第47号。以下「設置法」という。）附則第1条第4号に掲げる規定の施行の日（平成25年7月8日）から施行する。
（経過措置）
第2条
第17条 この規則の施行前にした行為に対する罰則の適用については、なお従前の例による。
附則 （平成25年12月6日原子力規制委員会規則第16号） 抄
（施行期日）
第1条 この規則は、原子力規制委員会設置法（平成24年法律第47号。以下「設置法」という。）附則第1条第5号に掲げる規定の施行の日（平成25年12月18日。以下「施行日」という。）から施行する。
附則 （平成26年2月28日原子力規制委員会規則第1号）
この規則は、独立行政法人原子力安全基盤機構の解散に関する法律の施行の日（平成26年3月1日）から施行する。
附則 （平成26年12月10日原子力規制委員会規則第7号） 抄
（施行期日）
第1条 この規則は、平成27年1月1日から施行する。
（経過措置）
第4条 この規則の施行の際現に運搬されている核原料物質、核燃料物質等及び放射性同位元素等については、当該運搬が終了するまでは、なお従前の例による。
附則 （平成27年8月31日原子力規制委員会規則第6号）
この規則は、平成28年4月1日から施行する。
附則 （平成28年3月24日原子力規制委員会規則第4号）
この規則は、電気事業法等の一部を改正する法律の施行の日（平成28年4月1日）から施行する。
附則 （平成28年9月21日原子力規制委員会規則第10号） 抄
（施行期日）
第1条 この規則は、公布の日から施行する。
（経過措置）
第2条 この規則の施行の際現に核原料物質、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27第1項又は第50条の3第1項の規定による核物質防護規定の認可を受けている者（以下「核物質防護規定認可者」という。）については、これらの規定による核物質防護規定の変更の認可を、この規則による改正後の使用済燃料の再処理の事業に関する規則（以下「新再処理規則」という。）第19条第1項第5号及び同項第13号、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「新実用炉規則」という。）第96条第1項第5号及び同項第14号又は研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「新研開炉規則」という。）第91条第1項第5号及び同項第14号に掲げる事項に係るものについては平成29年3月31日までに、新再処理規則第19条第1項第4号、新実用炉規則第96条第1項第4号又は新研開炉規則第91条第1項第4号に掲げる事項に係るものについては公布の日から起算して1年を経過する日までに申請しなければならない。
2 前項の規定により新再処理規則第19条第1項第5号及び同項第13号、新実用炉規則第96条第1項第5号及び同項第14号又は新研開炉規則第91条第1項第5号及び同項第14号に掲げる事項に係る核物質防護規定の変更の認可を申請した核物質防護規定認可者については、当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分のあった日までの間は、新実用炉規則第91条第2項第5号ハの規定にかかわらずなお従前の例によるものとし、並びに新再処理規則第16条の3第2項第15号ハ、同項第20号ホ、同項第21号ホ及び同項第26号、新実用炉規則第91条第2項第14号ロ、同項第16号ハ、同項第22号ホ、同項第23号ホ及び同項第28号又は新研開炉規則第86条第2項第14号ロ、同項第16号ハ、同項第22号ホ、同項第23号ホ及び同項第28号の規定は適用しない。
3 この規則による改正前の使用済燃料の再処理の事業に関する規則（以下「旧再処理規則」という。）第16条の3第2項第5号イ、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「旧実用炉規則」という。）第91条第2項第5号イ若しくは研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「旧研開炉規則」という。）第86条第2項第5号イの規定により行った証明書等の発行又は旧再処理規則第16条の3第2項第25号、旧実用炉規則第91条第2項第27号若しくは旧研開炉規則第86条第2項第27号の規定により行った特定核燃料物質の防護に関する秘密を業務上知り得る者（以下単に「業務上知り得る者」という。）の指定は、前項に規定する認可又は認可の拒否の処分のあった日から起算して1年を経過するまでの間は、それぞれ新再処理規則第16条の3第2項第26号、新実用炉規則第91条第2項第28号若しくは新研開炉規則第86条第2項第28号に掲げる措置を講じて行った証明書等の発行又は業務上知り得る者の指定とみなすことができる。
4 第1項の規定により新再処理規則第19条第1項第4号、新実用炉規則第96条第1項第4号又は新研開炉規則第91条第1項第4号に掲げる事項に係る核物質防護規定の変更の認可を申請した核物質防護規定認可者については、当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分のあった日までの間は、新再処理規則第16条の3第2項第1号、新実用炉規則第91条第2項第1号又は新研開炉規則第86条第2項第1号の規定にかかわらず、なお従前の例による。
附則 （平成28年11月2日原子力規制委員会規則第12号）
この規則は、公布の日から施行する。
附則 （平成29年4月3日原子力規制委員会規則第5号） 抄
（施行期日）
第1条 この規則は、公布の日から施行する。
（研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の一部改正に伴う経過措置）
第2条 この規則の施行の際現に第1条第1号の規定による改正前の研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「旧研開炉規則」という。）第17条第1号又は第3号の承認（原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則（平成25年原子力規制委員会規則第4号）附則第15条の規定により、当該承認とみなされたものを含む。）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している発電用原子炉施設は、第1条第1号の規定による改正後の研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「新研開炉規則」という。）第17条第1項の規定にかかわらず、その承認を受けた期間を満了する日又は平成30年3月31日のいずれか早い日までの間に限り、その承認を受けた方法によりなお使用することができる。
2 この規則の施行の際現に旧研開炉規則第17条第3号の規定による原子力規制委員会の承認を受けた方法により使用している発電用原子炉施設（原子炉本体を除く。）は、新研開炉規則第17条第1項第1号の規定にかかわらず、平成30年3月31日までの間に限り、試験のためになお使用することができる。
3 この規則の施行の際現に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第43条の3の33第2項の認可を受けている発電用原子炉施設に対する新研開炉規則第41条第2項、第43条第2項、第45条第1項第1号、第47条、第62条第1項、第75条第2項、第76条第1項第2号、第78条、第87条第3項第13号及び第17号から第20号まで、第111条、第112条並びに第114条の規定の適用については、なお従前の例による。
4 この規則の施行の際現に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第43条の3の33第2項の認可を受けている発電用原子炉施設については、新研開炉規則第40条の2の規定は適用しない。
附則 （平成29年12月22日原子力規制委員会規則第17号）
（施行期日）
第1条 この規則は、原子力利用における安全対策の強化のための核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の一部を改正する法律附則第1条第4号に掲げる規定の施行の日（平成30年10月1日）から施行する。ただし、別表第3に係る改正規定及び次条の規定は、公布の日から施行する。
（経過措置）
第2条 この規則（別表第3に係る改正規定にあっては、当該規定）の施行前に改正前のそれぞれの規則の規定によってした処分、手続その他の行為であって、改正後のそれぞれの規則の規定に相当の規定があるものは、改正後のそれぞれの規則の相当の規定によってしたものとみなす。
附則 （平成30年6月8日原子力規制委員会規則第6号）
この規則は、公布の日から施行する。
附則 （平成30年8月21日原子力規制委員会規則第8号）
（施行期日）
第1条 この規則は、平成31年4月1日から施行する。ただし、第2条の規定及び附則第3条の規定は、平成32年4月1日から施行する。
（経過措置）
第2条 第1条の規定による改正後の次の表上欄に掲げる規則の同表中欄に掲げる規定及び下欄に掲げる様式は、平成31年4月1日以後の期間について作成すべき報告書について適用するものとし、同日前の期間について作成すべき報告書については、なお従前の例による。
| 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 | 第18条第1項 | 別記様式第2 |
| 核燃料物質の使用等に関する規則 | 第7条第1項 | 別記様式第1の2 |
| 核燃料物質の加工の事業に関する規則 | 第10条第1項 | 別記様式第1 |
| 使用済燃料の再処理の事業に関する規則 | 第21条第1項 | 別記様式第2 |
| 実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則 | 第136条第1項 | 様式第2 |
| 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第2種廃棄物埋設の事業に関する規則 | 第27条第1項 | 別記様式第5 |
| 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則 | 第40条第1項 | 別記様式第1 |
| 研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則 | 第131条第1項 | 様式第2 |
| 使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則 | 第48条第1項 | 様式第2 |
| 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第1種廃棄物埋設の事業に関する規則 | 第91条第1項 | 別記様式第2 |
第3条 第2条の規定による改正後の前条の表の上欄に掲げる規則の同表の下欄に掲げる様式は、平成32年4月1日以後の期間について作成すべき報告書について適用するものとし、同日前の期間について作成すべき報告書については、それぞれ第2条の規定による改正前の同表の下欄に掲げる様式による。
第4条 この規則（附則第1条ただし書の規定にあっては、当該規定。以下この条において同じ。）の規定の施行前にした行為及び附則の規定によりなお従前の例によることとされる場合におけるこの規則の施行後にした行為に対する罰則の適用については、なお従前の例による。
附則 （令和元年6月28日原子力規制委員会規則第2号）
この規則は、令和元年7月1日から施行する。
附則 （令和元年7月1日原子力規制委員会規則第3号）
この規則は、不正競争防止法等の一部を改正する法律の施行の日（令和元年7月1日）から施行する。ただし、第44条の規定は、放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律施行規則の一部を改正する規則（平成30年原子力規制委員会規則第11号）の施行の日（令和元年9月1日）から施行する。
別表第1（第8条、第11条関係）
| 工事の種類 | 認可を要するもの | 事前届出を要するもの |
|
一 設置の工事
|
発電用原子炉の設置 | |
|
二 変更の工事
|
||
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（一） 発電用原子炉の基数の増加
（二） 発電用原子炉の基数の増加の工事以外の変更の工事であって、次の発電用原子炉施設に係るもの
|
発電用原子炉の基数の増加の工事 | |
|
1 原子炉本体
|
1 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、次に掲げるもの
（1） 炉型式、定格熱出力、過剰反応度又は反応度係数の変更を伴うもの
（2） 炉心に係るもの
（3） 反射材
（4） 原子炉容器本体（監視試験片を除く。）
（5） 原子炉容器支持構造物に係るもの
（6） 原子炉容器付属構造物に係るもの
（7） 原子炉容器内部構造物に係るもの
（8） 原子炉本体の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
|
1 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、次に掲げるもの
（1） 原子炉容器本体（監視試験片を除く。）、原子炉容器付属構造物又は原子炉容器内部構造物に係るものの取替え
（2） 炉心（炉心支持構造物に限る。）、反射材、原子炉容器本体（監視試験片を除く。）、原子炉容器支持構造物、原子炉容器付属構造物又は原子炉容器内部構造物に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
|
|
2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
|
1 改造であって、次に掲げるもの
（1） 燃料取扱設備（使用済燃料を取扱うものに限る。）に係るもの
（2） 新燃料貯蔵設備（新燃料貯蔵ラックに限る。）に係るもの
（3） 使用済燃料貯蔵設備（使用済燃料貯蔵槽（水中ラック及び使用済燃料の密封性を監視する設備を除く。重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては使用済燃料貯蔵プール）、使用済燃料運搬用容器ピット、使用済燃料貯蔵ラック又は使用済燃料貯蔵用容器に限る。）に係るもの
（4） 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（重水減速沸騰軽水型原子炉施設にあってはプール水冷却浄化系設備）に係るもの
（5） 炉外燃料貯蔵設備（炉外燃料貯蔵槽、炉外燃料貯蔵槽冷却設備又は炉外燃料貯蔵槽補助ナトリウム設備（1次系に係るものに限る。）に限る。）に係るもの
（6） 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
|
1 改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、燃料取扱設備（ポンプ、ブロワ及び主要弁を除く。）、新燃料貯蔵設備、使用済燃料貯蔵設備（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては使用済燃料貯蔵プール）、炉外燃料貯蔵設備（炉外燃料貯蔵槽補助ナトリウム設備、炉外燃料貯蔵槽アルゴンガス設備又はライニング設備に限る。）に係るもの
2 修理であって、燃料取扱設備（使用済燃料を取扱うものに限る。）、新燃料貯蔵設備（新燃料貯蔵ラックに限る。）、使用済燃料貯蔵設備（使用済燃料貯蔵槽（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては使用済燃料貯蔵プール）、使用済燃料運搬用容器ピット、使用済燃料貯蔵ラック又は使用済燃料貯蔵用容器に限る。）又は炉外燃料貯蔵設備（炉外燃料貯蔵槽、炉外燃料貯蔵槽冷却設備又は炉外燃料貯蔵槽補助ナトリウム設備（1次系に係るものに限る。）に限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
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3 原子炉冷却系統施設
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1 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造（蒸気タービンに係るものを除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 1次冷却材の種類又は酸素濃度の変更を伴うもの
（2） 原子炉容器本体の入口又は出口の1次冷却材の圧力、温度又は流量の変更を伴うもの
（3） 1次主冷却系中間熱交換器1次側の1次冷却材の温度又は流量の変更を伴うもの
（4） 1次冷却材の循環設備に係るもの
（5） 2次冷却材の種類又は酸素濃度の変更を伴うもの
（6） 1次主冷却系中間熱交換器2次側の2次冷却材の温度又は流量の変更を伴うもの
（7） 蒸気発生器ナトリウム側の2次冷却材の温度又は流量の変更を伴うもの
（8） 2次冷却材の循環設備に係るもの
（9） 補助冷却設備に係るもの
（10） 1次ナトリウム補助設備に係るもの
（11） 2次ナトリウム補助設備に係るもの
（12） 1次アルゴンガス系設備に係るもの
（13） メンテナンス冷却系設備（1次冷却系に係るものに限る。）に係るもの
（14） ライニング設備
（15） 原子炉補機冷却設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（16） 機器冷却系設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（17） 原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
2 重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設に係るものの改造（蒸気タービンを除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 余熱除去系設備に係るもの
（2） 原子炉補機冷却系設備（非常用のものに限る。）
（3） 海水系設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（4） 原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
|
1 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造（蒸気タービンに係るものを除く。）（中欄に掲げるものを除く。）であって、2次アルゴンガス系設備、メンテナンス冷却系設備又は原子炉補機冷却設備（ポンプ及び主要弁を除く。）に係るもの
2 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設（蒸気タービンに係るものを除く。）に係るものの修理であって、次に掲げるもの
（1） 1次冷却材の循環設備、1次ナトリウム補助設備（原子炉冷却材バウンダリ又は原子炉カバーガス等バウンダリに係るものに限る。）、1次アルゴンガス系設備（原子炉冷却材バウンダリ又は原子炉カバーガスバウンダリに係るものに限る。）又はメンテナンス冷却系設備（原子炉冷却材バウンダリに係るものに限る。）に係るものの取替え
（2） 1次冷却材の循環設備、2次冷却材の循環設備、補助冷却設備、1次ナトリウム補助設備、2次ナトリウム補助設備、1次アルゴンガス系設備、メンテナンス冷却系設備（1次冷却系に係るものに限る。）、ライニング設備、原子炉補機冷却設備（非常用のものに限る。）又は機器冷却系設備（非常用のものに限る。）の性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設に係るものの改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、原子炉補機冷却系設備又は海水系設備に係るもの
4 重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設に係るものの修理であって、余熱除去系設備、原子炉補機冷却系設備（非常用のものに限る。）又は海水系設備（非常用のものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
5 蒸気タービンの設置
6 蒸気タービンの改造であって、次に掲げるもの
（1） 主蒸気止め弁の入口の圧力又は温度の変更を伴うもの
（2） 回転速度の変更又は5パーセント以上の定格出力の変更を伴うもの
（3） 車室、円板又は車軸の強度の変更を伴うもの
（4） 調速装置又は非常調速装置の種類の変更を伴うもの
7 蒸気タービンの取替え
8 蒸気タービンの修理であって、次に掲げるもの
（1） 車室、円板又は車軸の強度に影響を及ぼすもの（溶接補修を除く。）
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4 計測制御系統施設
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1 発電用原子炉施設に係るものの改造（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものを除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 制御用空気設備（非常用のものに限る。）に係るもの
2 発電用原子炉の運転を管理するための制御装置の改造であって、次に掲げるもの
（1） 制御方式の変更を伴うもの
（2） 中央制御室機能の変更を伴うもの
（3） 中央制御室外原子炉停止機能の変更を伴うもの
（4） 緊急時制御室機能の変更を伴うもの
3 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、次に掲げるもの
（1） 制御方式（非常用のものに限る。）又は制御方法（非常用のものに限る。）の変更を伴うもの
（2） 制御材に係るもの
（3） 制御棒駆動装置
（4） 計測装置（非常用のものに限る。）に係るもの
（5） ナトリウム漏えい検出装置（非常用のものに限る。）
（6） 破損燃料検出装置
（7） 原子炉非常停止信号の変更を伴うもの
（8） 工学的安全施設及びそれ以外の重大な事故時に自動的に作動させる設備の作動信号の変更を伴うもの
4 計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものを除く。）の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
|
1 発電用原子炉施設に係るものの改造（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものを除く。）（中欄に掲げるものを除く。）であって、制御用空気設備に係るもの
2 発電用原子炉施設に係るものの修理であって、制御用空気設備（非常用のものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 制御方式又は制御方法の変更を伴うもの
（2） 計測装置に係るもの
（3） ナトリウム漏えい検出装置に係るもの
4 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、次に掲げるもの
（1） 制御棒駆動装置（原子炉カバーガスバウンダリに係る案内管に限る。）の取替え
（2） 制御材、制御棒駆動装置又は制御用空気設備（非常用の機器への供給ラインに係るものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
|
|
5 放射性廃棄物の廃棄施設
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改造であって、次に掲げるもの （1） 気体、液体又は固体廃棄物処理設備（気体廃棄物処理に係る容器又は原子炉格納容器バウンダリに係るものに限る。）若しくは排気筒に係るもの
（2） 放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、気体、液体若しくは固体廃棄物貯蔵設備（ポンプを除く。）、気体、液体若しくは固体廃棄物処理設備（ポンプ、圧縮機、送風機、排風機及びブロワを除く。）、堰その他の設備又は原子炉格納容器本体外の廃棄物貯蔵設備若しく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若しくは自動警報装置に係るもの
2 修理であって、気体、液体若しくは固体廃棄物処理設備（気体廃棄物処理に係る容器又は原子炉格納容器バウンダリに係るものに限る。）又は排気筒に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
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6 放射線管理施設
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1 改造であって、次に掲げるもの
（1） プロセスモニタリング設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（2） エリアモニタリング設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（3） 換気設備（非常用のものに限る。）に係るもの
2 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、次に掲げるもの
（1） 生体遮蔽装置（中央制御室遮蔽又は外部遮蔽又は緊急時制御室及び緊急時対策所において従事者等の放射線防護を目的として設置するものに限る。）に係るもの
3 放射線管理施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、プロセスモニタリング設備、エリアモニタリング設備、固定式周辺モニタリング設備又は移動式周辺モニタリング設備に係るもの
2 修理であって、換気設備（非常用のものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、生体遮蔽装置に係るもの
4 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、生体遮蔽装置（中央制御室遮蔽、外部遮蔽又は緊急時制御室及び緊急時対策所において従事者等の放射線防護を目的として設置するものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
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7 原子炉格納施設
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ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、次に掲げるもの （1） 原子炉格納容器に係るもの
（2） 2次格納施設に係るもの
（3） 圧力低減設備その他の安全設備に係る真空逃がし装置
（4） ライニング設備
（5） 原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、原子炉格納容器、2次格納施設、圧力低減設備その他の安全設備に係る真空逃がし装置又はライニング設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
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8 その他発電用原子炉の附属施設
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（1） 非常用電源設備
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改造であって、次に掲げるもの （1） 常用電源設備との切換方法の変更を伴うもの
（2） ガスタービン（ガスタービンに附属する空気圧縮機及びガス圧縮機（空気だめ及びガスだめの安全弁又は冷却塔若しくは冷却池に限る。）を除く。）に係るもの
（3） 内燃機関（機関若しくは過給機、調速装置若しくは非常調速装置、内燃機関に附属する冷却水設備、内燃機関に附属する空気圧縮設備（空気だめ又は圧縮機に限る。）又は燃料デイタンク若しくはサービスタンクに限る。）に係るもの
（4） ガスタービン及び内燃機関以外を用いた発電装置に係るもの
（5） 燃料設備（貯蔵槽又は容器に限る。）に係るもの
（6） 発電機（発電機又は励磁装置に限る。）に係るもの
（7） 冷却設備に係るもの
（8） その他の電源装置（非常用のものに限る。）に係るもの
（9） 非常用電源設備の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、ガスタービン、内燃機関又は燃料設備に係るもの
2 修理であって、ガスタービン（ガスタービンに附属する空気圧縮機及びガス圧縮機（空気だめ若しくはガスだめの安全弁又は冷却塔若しくは冷却池に限る。）を除く。）、内燃機関（機関若しくは過給機、調速装置若しくは非常調速装置、内燃機関に附属する冷却水設備、内燃機関に附属する空気圧縮設備（空気だめ又は圧縮機に限る。）又は燃料デイタンク若しくはサービスタンクに限る。）、ガスタービン及び内燃機関以外を用いた発電装置、燃料設備（貯蔵槽又は容器に限る。）、発電機（発電装置又は励磁装置に限る。）、冷却設備又はその他の電源装置（非常用のものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
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（2） 常用電源設備
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1 発電機の設置
2 発電機の改造であって、次に掲げるもの
（1） 20パーセント以上の電圧又は容量の変更を伴うもの
（2） 周波数の変更を伴うもの
3 電圧30万ボルト以上かつ容量10万キロボルトアンペア以上の変圧器の設置
4 電圧30万ボルト以上かつ容量10万キロボルトアンペア以上の変圧器の改造のうち、次に掲げるもの
（1） 20パーセント以上の電圧又は容量の変更を伴うもの
（2） 電圧調整装置を付加するもの
5 送電線引出口の遮断器（需要設備（電気事業法施行令（昭和40年政令第206号）第27条第3項の表第13号に規定する需要設備をいう。以下同じ。）と電気的に接続するためのものを除く。）であって、電圧30万ボルト以上のものの設置（ガス遮断器又はガス遮断器以外の遮断器に替え、ガス遮断器を設置する場合を除く。）
6 送電線引出口の遮断器（需要設備と電気的に接続するためのものを除く。）であって、電圧30万ボルト以上のものの改造のうち、20パーセント（ガス遮断器及び真空遮断器にあっては、30パーセント）以上の遮断電流の変更を伴うもの
7 遮断器であって、周波数低下による事故の拡大を防止するために設置するもののうち電気事業（電気事業法第2条第1項第16号に規定する電気事業をいう。）の用に供する電圧30万ボルト以上のものの設置
8 改造であって、常用電源設備の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 電圧17万ボルト以上であって、容量10万キロボルトアンペア以上の変圧器の設置（中欄に掲げるものを除く。）
2 電圧17万ボルト以上であって、容量10万キロボルトアンペア以上の変圧器の改造（中欄に掲げるものを除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 20パーセント以上の電圧又は容量の変更を伴うもの
（2） 電圧調整装置を付加するもの
3 電圧17万ボルト以上であって、容量10万キロボルトアンペア以上の変圧器の取替え
4 送電線引出口の遮断器（需要設備と電気的に接続するためのものを除く。）であって、電圧17万ボルト以上のものの設置（中欄に掲げるもの及びガス遮断器又はガス遮断器以外の遮断器に替え、ガス遮断器を設置する場合を除く。）
5 送電線引出口の遮断器（需要設備と電気的に接続するためのものを除く。）であって、電圧17万ボルト以上のものの改造（中欄に掲げるものを除く。）のうち、20パーセント（ガス遮断器及び真空遮断器にあっては、30パーセント）以上の遮断電流の変更を伴うもの
6 他の者が設置する電気工作物（電気事業法第2条第1項第18号に規定する電気工作物をいう。）（需要設備を除く。）と電気的に接続するための遮断器であって、電圧17万ボルト以上のものの取替え
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（3） 補助ボイラー
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1 設置
2 改造であって、次に掲げるもの
（1） 最高使用圧力又は最高使用温度の変更を伴うもの
（2） 再熱器の最高使用圧力又は最高使用温度の変更を伴うもの
（3） 安全弁の能力の変更を伴うもの
（4） 燃料の種類（原油又は原油以外の石油（液化石油ガスを除く。）の別）の変更を伴うもの
（5） 補助ボイラーに係る基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
3 取替え
4 修理であって、安全弁の取替えを伴うもの
5 燃料運搬設備又は燃料貯蔵設備の設置
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（4） 火災防護設備
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改造であって、次に掲げるもの （1） 火災区域構造物又は火災区画構造物に係るもの
（2） 消火設備に係るもの
（3） 火災防護設備の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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修理であって、火災区域構造物若しくは火災区画構造物又は消火設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの |
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（5） 浸水防護施設
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改造であって、次に掲げるもの （1） 外郭浸水防護設備に係るもの
（2） 内郭浸水防護設備（防水区画構造物又は区画排水設備に限る。）に係るもの
（3） 浸水防護施設の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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修理であって、外郭浸水防護設備又は内郭浸水防護設備（防水区画構造物又は区画排水設備に限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの |
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（6） 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）
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改造であって、次に掲げるもの （1） 燃料貯蔵設備に係るもの
（2） 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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修理であって、燃料貯蔵設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの |
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（7） 非常用取水設備
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改造 | 修理であって、非常用取水設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの |
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（8） 敷地内土木構造物
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改造 | 修理であって、敷地内土木構造物に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの |
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（9） 緊急時対策所
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改造であって、次に掲げるもの （1） 緊急時対策所機能の変更を伴うもの
（2） 緊急時対策所の基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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別表第2（第9条、第12条関係）
| 発電用原子炉施設の種類 | 記載すべき事項 | 添付書類（認可の申請又は届出に係る工事の内容に関係あるものに限る。） | |
| 一般記載事項 | 設備別記載事項（認可の申請又は届出に係る工事の内容に関係あるものに限る。） | ||
| 各発電用原子炉施設に共通 |
1 発電用原子炉を設置する工場又は事業所の名称及び所在地（都道府県郡市区町村字を記載すること。）
2 発電用原子炉施設の出力及び周波数（発電用原子炉別に記載すること。）
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送電関係一覧図 急傾斜地崩壊危険区域内において行う制限工事に係る場合は、当該区域内の急傾斜地（急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律第2条第1項に規定するものをいう。）の崩壊の防止措置に関する説明書 工場又は事業所の概要を明示した地形図 主要設備の配置の状況を明示した平面図及び断面図 単線結線図（接地線（計器用変成器を除く。）については電線の種類、太さ及び接地の種類も併せて記載すること。） 新技術の内容を十分に説明した書類 発電用原子炉施設の熱精算図 熱出力計算書 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書 排気中及び排水中の放射性物質の濃度に関する説明書 人が常時勤務し、又は頻繁に出入する工場又は事業所内の場所における線量に関する説明書 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（自然現象への配慮に関する説明を含む。） 放射性物質により汚染するおそれがある管理区域（第2条第2項第4号に規定する管理区域のうち、その場所における外部放射線に係る線量のみが同号の規定に基づき告示する線量を超えるおそれがある場所を除いた場所をいう。）並びにその地下に施設する排水路並びに当該排水路に施設する排水監視設備及び放射性物質を含む排水を安全に処理する設備の配置の概要を明示した図面 取水口及び放水口に関する説明書 設備別記載事項のうち、容量又は注入速度、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率、加熱面積、伝熱面積、揚程又は吐出圧力、原動機の出力、外径、閉止時間、漏えい率、制限流量、落下速度、駆動速度及び挿入時間、効率、吹出圧力、慣性定数、回転速度半減時間、慣性モーメント、設定破裂圧力並びに設計温度の設定根拠に関する説明書 環境測定装置（放射線管理用計測装置に係るものを除く。）の構造図及び取付箇所を明示した図面 炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明書 安全設備（研開炉技術基準規則第2条第2項第9号に規定する安全設備をいう。）及び重大事故等対処設備（研開炉設置許可基準規則第2条第2項第14号に規定する重大事故等対処設備をいう。）が使用される条件の下における健全性に関する説明書 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書 発電用原子炉施設の蒸気タービン、ポンプ等の損壊に伴う飛散物による損傷防護に関する説明書 通信連絡設備に関する説明書及び取付箇所を明示した図面 安全避難通路に関する説明書及び安全避難通路を明示した図面 非常用照明に関する説明書及び取付箇所を明示した図面 ナトリウム漏えいによる物理的又は化学的影響を抑制する措置に関する説明書、建物内に敷設するライニング設備の敷設範囲及び圧力開放ダンパの配置を明示した図面 |
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| 原子炉本体 |
ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものにあっては、次の事項 1 炉型式、定格熱出力、過剰反応度及び反応度係数（ドップラ係数、燃料温度係数、構造材温度係数、冷却材温度係数、炉心支持板温度係数及び出力係数）
2 炉心に係る次の事項
（1） 炉心形状、燃料集合体数（燃料の種類ごとに記載すること。）、炉心燃料領域高さ、炉心燃料領域等価直径、軸方向ブランケット厚さ及び半径方向ブランケット等価厚さ
（2） 燃料材の種類、燃料の濃縮度又は富化度（初装荷及び取替の別に記載すること。）、燃料集合体最高燃焼度（初装荷及び取替の別に記載すること。）及び核燃料物質の最大装荷量（初装荷及び取替の別に記載すること。）
（3） 核的・熱的制限値（反応度停止余裕、制御棒のうち調整棒による最大反応度添加率、出力係数、燃料材の最高温度及び炉心燃料集合体の被覆管最高温度（肉厚中心））
（4） 炉心支持構造物に係る次の事項
イ 炉心槽の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 上部炉心支持板の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ハ 支持柱の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ニ 下部炉心支持板の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ホ 炉内構造支持構造物の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ヘ 据付ボルトの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ト 上部炉心支持枠の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
チ 下部炉心支持枠の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
リ 連結管の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ヌ 連結柱の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
3 反射材の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
4 原子炉容器に係る次の事項
（1） 原子炉容器本体の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに監視試験片の種類、初装荷個数及び取付箇所
（2） 原子炉容器支持構造物に係る次の事項
イ 支持構造物の名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 基礎ボルトの名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） 原子炉容器付属構造物に係る次の事項
イ 遮蔽プラグの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 炉心上部機構上板の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ハ 炉心上部機構制御棒上部案内管の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 原子炉容器内部構造物に係る上部支持板の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
5 原子炉本体の基本設計方針、適用基準及び適用規格
6 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 原子炉本体の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面 監視試験片の取付箇所を明示した図面 原子炉容器の脆性破壊防止に関する説明書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 |
1 燃料取扱設備に係る次の事項
（1） 新燃料又は使用済燃料を取扱う機器の名称、種類、容量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（2） 新燃料又は使用済燃料を取扱う機器に附属する機器
イ 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
ロ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬の別に記載すること。）
ハ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬の別に記載すること。）
ニ ブロワの名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬の別に記載すること。）
ホ ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬の別に記載すること。）
ヘ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬の別に記載すること。）
ト 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
（3） 使用済燃料運搬用容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに放射線遮蔽材の種類、主要寸法、冷却方法及び材料
2 新燃料貯蔵設備に係る次の事項
（1） 新燃料貯蔵庫（仮貯蔵庫を含む。）の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（2） 新燃料貯蔵ラックの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
3 使用済燃料貯蔵設備に係る次の事項
（1） 使用済燃料貯蔵槽（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては使用済燃料貯蔵プール）の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（2） 使用済燃料運搬用容器ピットの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（3） 使用済燃料貯蔵ラックの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（4） 使用済燃料貯蔵用容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに放射線遮蔽材の種類、主要寸法、冷却方法及び材料
（5） 使用済燃料貯蔵槽の温度、水位及び漏えいを監視する装置の名称、種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（6） 使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監視する装置の名称、種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあってはプール水冷却浄化系設備）に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 貯蔵槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（5） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（6） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（7） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
5 炉外燃料貯蔵設備に係る次の事項
（1） 炉外燃料貯蔵槽に係る次の事項
イ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 遮蔽プラグの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ハ 貯蔵ラックの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（2） 炉外燃料貯蔵槽冷却設備に係る次の事項
イ 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
ロ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヘ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は取付箇所を付記すること。）
（3） 炉外燃料貯蔵槽補助ナトリウム設備に係る次の事項
イ 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
ロ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヘ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を明記すること。）
（4） 炉外燃料貯蔵槽アルゴンガス設備に係る次の事項
イ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は取付箇所を付記すること。）
（5） ナトリウム機器を内包する区域の換気設備（放射線管理施設に属する換気設備を除く。）に係る次の事項
イ 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（6） ライニング設備の名称、種類、設計温度、主要寸法及び材料
6 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
7 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 使用済燃料貯蔵槽の温度、水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書、検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監視する装置の構成に関する説明書、検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 燃料取扱設備、新燃料貯蔵設備、使用済燃料貯蔵設備及び炉外燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書 新燃料又は使用済燃料を取扱う機器の燃料集合体の落下防止に関する説明書 使用済燃料貯蔵用容器、使用済燃料貯蔵槽、使用済燃料運搬容器及び炉外燃料貯蔵設備の冷却能力に関する説明書 使用済燃料貯蔵槽の水深及び炉外燃料貯蔵設備の遮蔽プラグの遮蔽能力に関する説明書 使用済燃料運搬用容器の放射線遮蔽材及び使用済燃料貯蔵用容器の放射線遮蔽材の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 原子炉冷却系統施設 |
原子炉冷却系統施設に係るもの（蒸気タービンに係るものを除く。）にあっては、次の事項 1 1次冷却材の種類及び酸素濃度
2 原子炉容器本体の入口及び出口の1次冷却材の圧力、温度及び流量
3 1次主冷却系中間熱交換器1次側の1次冷却材の温度及び流量
4 1次冷却材の循環設備に係る次の事項
（1） 1次冷却系の系統数
（2） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（3） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の名称、種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（6） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
5 2次冷却材の種類及び酸素濃度
6 1次主冷却系中間熱交換器2次側の2次冷却材の温度及び流量
7 蒸気発生器ナトリウム側の2次冷却材の温度及び流量
8 2次冷却材の循環設備に係る次の事項
（1） 2次冷却系の系統数
（2） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（3） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の名称、種類、出力及び個数
（4） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（6） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（7） 圧力開放板の名称、種類、型式、設定破裂圧力、個数及び取付箇所
（8） 緊急ドレンに使用する主要弁に設置する予熱設備の名称、種類及び最低予熱温度
9 補助冷却設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（2） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（4） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（5） 冷却塔又は冷却池の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
10 1次ナトリウム補助設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（3） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（6） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
11 2次ナトリウム補助設備に係る次の事項
（1） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
12 1次アルゴンガス系設備に係る次の事項
（1） 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
13 2次アルゴンガス系設備に係る次の事項
（1） 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
14 メンテナンス冷却系設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料及び個数
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（3） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（6） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（7） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
15 ナトリウム機器を内包する区域の換気設備（放射線管理施設に属する換気設備を除く。）に係る次の事項
（1） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
16 ライニング設備の名称、種類、設計温度、主要寸法及び材料
17 原子炉補機冷却設備（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては原子炉補機冷却系設備）に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（6） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
18 機器冷却系設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（6） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
19 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンに係るものを除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
20 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設に係るもの（蒸気タービンに係るものを除く。）にあっては、次の事項1 余熱除去系設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付位置
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（5） 主配管（使用済燃料貯蔵槽の補給及び冷却に用いるものを含む。）の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
2 原子炉補機冷却海水設備に係る次の事項
（1） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（2） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（4） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
蒸気タービンに係るものにあっては、次の事項1 蒸気タービン本体に係る次の事項
（1） 種類、定格出力、気筒数、主蒸気止め弁の入口の圧力及び温度、再熱蒸気止め弁の入口の圧力及び温度、抽気圧力、抽気量、排気圧力、回転速度並びに被動機一体の危険速度
（2） 車室、円板、隔板、噴口、翼、車軸の主要寸法及び材料並びに管の最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（3） 調速装置及び非常調速装置の種類並びに調速装置で制御される主要弁の種類、駆動方法及び個数
（4） 復水器に係る次の事項
イ 種類、冷却水温度、冷気面積及び材料
ロ 空気抽出器、復水ポンプ及び冷却水ポンプの種類、容量及び個数
2 蒸気タービンの附属設備に係る次の事項
（1） 冷却塔又は冷却池の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法並びに個数
（2） 熱交換器（湿分分離器を含む。）に係る次の事項
イ 種類、容量又は発生蒸気量、入口及び出口の温度、最高使用圧力（1次側及び2次側の別に記載すること。）、最高使用温度（1次側及び2次側の別に記載すること。）、主要寸法、材料並びに個数
ロ 蒸気を発生する熱交換器の安全弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
（3） 給水ポンプの種類、原動機の種類、出力及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）、貯水設備の種類、容量及び個数並びに給水処理設備の種類、容量及び個数
（4） 管等に係る次の事項
イ 主配管の最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は取付箇所を付記すること。）
ロ 蒸気だめ、ドレンタンクの最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法及び材料
ハ 安全弁及び逃がし弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
3 蒸気タービンの基本設計方針、適用基準及び適用規格
4 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 蒸気タービンの給水処理系統図 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 原子炉格納容器内の原子炉冷却材又は1次冷却材の漏えいを監視する装置の構成に関する説明書、検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 蒸気発生器、1次主冷却系中間熱交換器及び蒸気タービンの基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面 流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書 蒸気タービンの制御方法に関する説明書 蒸気タービンの振動管理に関する説明書 蒸気タービンの冷却水の種類及び冷却水として海水を使用しない場合は、可能取水量を記載した書類 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 緊急ドレンに関する説明書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 計測制御系統施設 |
重水減速沸騰軽水冷却型発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るもの（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものを除く。）にあっては、次の事項 1 制御用空気設備に係る次の事項
（1） 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 安全弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主配管の名称、最高使圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
2 計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
3 設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るもの（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものを除く。）にあっては、次の事項1 制御方式及び制御方法
（1） 発電用原子炉の制御方式
発電用原子炉の反応度の制御方式並びに安全保護系その他重大事故発生時に原子炉を安全に停止するための回路（以下「安全保護系等」という。）（2） 発電用原子炉の制御方法
制御棒の位置の制御方法、1次冷却材温度の制御方法、1次及び2次冷却材流量の制御方法並びに安全保護系等の制御方法2 制御材に係る次の事項
（1） 制御棒の名称、種類、組成、反応度制御能力、停止余裕、主要寸法及び個数
（2） 固定吸収体の名称、種類、組成、反応度制御能力、主要寸法及び個数
3 制御棒駆動装置の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所、駆動速度、駆動距離及び挿入時間並びに原動機の種類、出力及び個数
4 計測装置に係る次の事項（警報装置を有する場合は、その動作範囲を付記すること。）
（1） 線源領域計測装置、広域計測装置及び出力領域計測装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 1次冷却材の循環設備に設置する1次冷却材の圧力、温度又は流量を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 原子炉容器本体内の液位を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 1次冷却材の酸素濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 原子炉格納容器本体内の圧力、温度又は窒素雰囲気区域酸素濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（6） 2次冷却材の循環設備に設置する2次冷却材の温度又は流量を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（7） 1次冷却材又は2次冷却材のカバーガス設備に設置するカバーガスの圧力を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（8） メンテナンス冷却系設備に設置する冷却材の温度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（9） 制御棒の位置を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（10） 2次格納施設の水素ガス濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
5 ナトリウム漏えい検出装置の名称、検出器の種類、計測範囲及び個数（警報装置を有する場合は、その動作範囲を付記すること。）及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
6 破損燃料検出設備に係る次の事項（警報装置を有する場合は、その動作範囲を付記すること。）
（1） 破損燃料検出装置の名称、検出器の種類、計測範囲及び個数
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
7 原子炉非常停止信号の種類、検出器の種類及び個数、原子炉非常停止に要する信号の個数、設定値及び原子炉非常停止信号を発信させない条件
8 工学的安全施設及びそれ以外の重大な事故時に自動的に作動させる設備（以下「工学的安全施設等」という。）の起動信号の種類、検出器の種類、個数及び工学的安全施設等の作動に要する信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の作動信号を発信させない条件
9 制御用空気設備に係る次の事項
（1） 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 安全弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
10 計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
11 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係るものにあっては、次の事項1 制御方式
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能
3 緊急時制御室操作機能
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計測制御系統施設に係る機器（計測装置を除く。）の配置を明示した図面及び系統図 制御能力についての計算書（最大反応度価値、反応度制御能力、停止余裕、負の反応度添加率、ほう酸及びほう酸水の貯蔵量並びにほう素濃度の根拠に関する説明を併記すること。） 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 計測装置の構成に関する説明書、計測制御系統図及び検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 原子炉非常停止信号の作動回路の説明図及び設定値の根拠に関する説明書 工学的安全施設等の起動（作動）信号の起動（作動）回路の説明図及び設定値の根拠に関する説明書 デジタル制御方式を使用する安全保護系等の適用に関する説明書 発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書 中央制御室の機能に関する説明書、中央制御室外の原子炉停止機能及び監視機能並びに緊急時制御室の機能に関する説明書 安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 放射性廃棄物の廃棄施設 |
1 気体、液体又は固体廃棄物貯蔵設備に係る次の事項
（1） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（2） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法
（3） 貯蔵槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法
（4） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（6） 廃棄物貯蔵庫の名称、種類、容量、主要寸法及び材料
2 気体、液体又は固体廃棄物処理設備に係る次の事項（機器がある処理能力を発揮することを目的として一体となった装置を構成する場合は、その装置の名称、種類、処理能力及び個数を付記すること。）
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料及び個数
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力（真空ポンプにあっては到達真空度）、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（3） 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（4） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法
（5） 流体状の放射性廃棄物の運搬用容器（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（流体が液体の場合にあっては、37キロベクレル毎立方センチメートル）以上の流体状の放射性廃棄物を内包するものに限る。）の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに放射線遮蔽材の種類、冷却方法、主要寸法及び材料
（6） 固体状の放射性廃棄物（原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射化された主要な廃棄物に限る。）の運搬用容器の名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに放射線遮蔽材の種類、冷却方法、主要寸法及び材料
（7） 貯蔵槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法
（8） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（9） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（10） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（11） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（12） 排風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（13） ブロワの名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（14） 減容・固化設備に係る焼却装置、溶融装置、圧縮装置、アスファルト固化装置、セメント固化装置、ガラス固化装置又はプラスチック固化装置に係る主要機器のうち（1）から（13）までに掲げるもの以外の主要機器の名称、種類、容量又は処理能力、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数
（15） 排気口の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
（16） 排気筒の名称、種類、主要寸法、材料及び個数（内筒及び外筒の別に記載すること。）
3 堰その他の設備に係る次の事項
（1） 原子炉格納容器本体外に設置される流体状の放射性廃棄物（気体状のものを除く。以下同じ。）を内包する容器（放射性物質の濃度が37キロベクレル毎立方センチメートル以上の流体状の放射性廃棄物を内包するものに限る。）からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するために施設する堰の名称、主要寸法、材料及び取付箇所並びに床面及び壁面の塗装の範囲及び材料
（2） 原子炉格納容器本体外に設置される流体状の放射性廃棄物を内包する容器からの流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止するために施設する堰（放射性廃棄物運搬用容器にあっては、流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止するために施設する設備）の名称、主要寸法、材料及び取付箇所並びに床面及び壁面の塗装の範囲及び材料
4 原子炉格納容器本体外の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の名称、種類、計測範囲、取付箇所及び個数
5 放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
6 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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放射性廃棄物の廃棄施設に係る機器（流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置並びに排気筒を除く。）の配置を明示した図面及び系統図 排気筒の設置場所を明示した図面 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 排気筒の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面（自立型のものに限る。） 流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止能力についての計算書 固体廃棄物処理設備における放射性物質の散逸防止に関する説明書 放射性廃棄物運搬用容器の放射線遮蔽材の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書 流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置の構成に関する説明書、検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 放射線管理施設 |
1 放射線管理用計測装置に係る次の事項（警報装置を有する場合は、その動作範囲を付記すること。）
（1） プロセスモニタリング設備に係る次の事項
イ 放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性物質濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
（2） エリアモニタリング設備に係る次の事項
イ 中央制御室の線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ロ 緊急時制御室の線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ハ 緊急時対策所の線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ニ 原子炉格納容器本体内の線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ホ 使用済燃料貯蔵槽エリア（重水減速沸騰軽水冷却型原子炉施設にあっては、使用済燃料貯蔵プールエリア）の線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ヘ 放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内の人の放射線防護を目的として線量当量率を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
（3） 固定式周辺モニタリング設備の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
（4） 移動式周辺モニタリング設備の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所
2 換気設備（中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所に設置するもの（非常用のものに限る。）並びに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目的で給気又は排気設備として設置するもの。一時的に設置する可搬型のものを除く。）に係る次の事項
（1） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
（3） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）並びに設計上の空気の流入率
（5） フィルター（公衆の放射線障害の防止及び中央制御室の従事者等の放射線防護を目的として設置するものに限る。）の名称、種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
3 放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
4 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものにあっては、次の事項1 放射線管理用計測装置に係る次の事項（警報装置を有する場合は、その動作範囲を付記すること。）
（1） プロセスモニタリング設備に係る次の事項
イ 原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ロ 2次主冷却材中の放射性物質濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ハ 1次アルゴンガス設備設置室内の放射性物質濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ニ 燃料出入機冷却ガス中の放射性物質濃度を計測する装置の名称、検出器の種類、計測範囲、取付箇所（常設及び可搬型の別を記載し、監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
2 生体遮蔽装置（原子炉本体遮蔽、1次主冷却系遮蔽、補助遮蔽、中央制御室遮蔽、外部遮蔽、緊急時制御室及び緊急時対策所において従事者等の放射線防護を目的として設置するものに限る。使用済燃料運搬用容器の放射線遮蔽材、使用済燃料貯蔵用容器の放射線遮蔽材、放射性廃棄物運搬用容器の放射線遮蔽材及び一時的に設置するものを除く。）の名称、種類、主要寸法、冷却方法及び材料
3 放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
4 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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放射線管理施設に係る機器（放射線管理用計測装置を除く。）の配置を明示した図面及び系統図 放射線管理用計測装置の構成に関する説明書 放射線管理用計測装置の系統図及び検出器の取付箇所を明示した図面並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書 管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明書 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書 中央制御室及び緊急時制御室の居住性に関する説明書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| 原子炉格納施設 |
ナトリウム冷却型発電用原子炉施設に係るものにあっては、次の事項 1 原子炉格納容器に係る次の事項
（1） 原子炉格納容器本体の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数
（2） 機器搬出入口の名称、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（3） エアロックの名称、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（4） 原子炉格納容器配管貫通部、電気配線貫通部及び格納容器貫通部スリーブの名称又は貫通部番号、種類、個数、最高使用圧力、最高使用温度、構成（貫通部スリーブを除く。）、主要寸法及び材料
2 2次格納施設に係る次の事項
（1） 外周コンクリート壁の名称、種類、主要寸法及び材料
（2） アニュラスシールの名称、種類、設計圧力、設計温度及び材料
3 圧力低減設備その他の安全設備に係る次の事項
（1） 真空逃がし装置の名称、種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（2） 原子炉格納施設換気空調設備及び窒素雰囲気調節設備に係る次の事項
イ 冷却塔又は冷却池の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ 加熱器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヘ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ト 蒸発器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
チ 加温器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
リ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヌ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
ル 再結合装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに電熱器の名称、種類、容量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヲ ブロワの名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ワ 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
カ 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヨ フィルター（公衆の放射線障害の防止を目的として設置するものに限る。）の名称、種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 圧力逃がし装置に係る次の事項
イ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 圧力開放板の設定破裂圧力、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
ニ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
ホ 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヘ フィルター（公衆の放射線障害の防止を目的として設置するものに限る。）の名称、種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 ライニング設備の名称、種類、設計温度、主要寸法及び材料
5 原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
6 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 強度に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 構造図 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納容器本体の脆性破壊防止に関する説明を併せて記載すること。） 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書 原子炉格納施設の基礎に関する説明書及びその基礎の状況を明示した図面 圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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| その他発電用原子炉の附属施設 | |||
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1 非常用電源設備
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1 常用電源設備との切換方法
2 非常用発電装置に係る次の事項
（1） ガスタービンに係る次の事項
イ ガスタービンの種類、出力、入口及び出口の圧力及び温度、設計外気温度、回転速度、被動機一体の危険速度、排出ガス量、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 主要な管の主要寸法及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
ハ 調速装置及び非常調速装置の種類
ニ ガスタービンに附属する熱交換器の種類、入口及び出口の温度、最高使用圧力（1次側及び2次側の別に記載すること。）、最高使用温度（1次側及び2次側の別に記載すること。）、主要寸法、材料並びに個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ ガスタービンに附属する空気圧縮機及びガス圧縮機に係る次の事項
1 空気だめ及びガスだめの種類、容量、最高使用圧力、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 空気だめ及びガスだめの安全弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
3 空気圧縮機及びガス圧縮機の種類、容量、吐出圧力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 冷却塔又は冷却池の種類、容量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ヘ 空気冷却器に係る次の事項
1 種類、入口及び出口の温度、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 中間冷却器の最高使用圧力、主要寸法及び材料
ト ガスタービンに附属する管に係る次の事項
1 主要な管の最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
2 安全弁及び逃がし弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 内燃機関に係る次の事項
イ 機関の名称、種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数及び取付箇所並びに過給機の種類、出口の圧力、回転速度、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 調速装置及び非常調速装置の名称及び種類
ハ 内燃機関に附属する冷却水設備の名称、種類、容量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 内燃機関に附属する空気圧縮設備に係る次の事項
1 空気だめの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 空気だめの安全弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
3 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ 燃料デイタンク又はサービスタンクの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） ガスタービン及び内燃機関以外を用いた発電装置の名称、電圧、電流、主要寸法及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 燃料設備に係る次の事項
イ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 貯蔵槽の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ニ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
（5） 発電機に係る次の事項
イ 発電機の名称、種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 励磁装置の名称、種類、容量、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 保護継電装置の名称及び種類
ニ 原動機との連結方法
（6） 冷却設備に係る次の事項
イ 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ホ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
ヘ 冷却塔又は冷却池の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法、個数並びに取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ト 送風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
チ 排風機の名称、種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
3 その他の電源装置（非常用のものに限る。）に係る次の事項
（1） 無停電電源装置の名称、種類、容量、電圧、周波数、主要寸法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 電力貯蔵装置の名称、種類、容量、電圧、主要寸法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 非常用電源設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
5 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 非常用発電装置の出力の決定に関する説明書 燃料系統図 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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2 常用電源設備
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1 発電機に係る次の事項
（1） 発電機の種類、容量、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法及び冷却法並びに発電電動機の場合は、出力
（2） 励磁装置の種類、容量、回転速度、駆動方法及び個数（常用及び予備の別に記載すること。）
（3） 保護継電装置の種類
（4） 原動機との連結方法
2 変圧器に係る次の事項
（1） 変圧器の種類、容量、電圧（1次、2次及び3次の別に記載し、電圧調整装置を有するものの場合は、電圧調整範囲及びタップ数を付記すること。）、相、周波数、結線法、冷却法、個数及び取付箇所並びに電気事業の用に供するものにあっては、常用及び予備の別
（2） 保護継電装置の種類
3 遮断器に係る次の事項
（1） 遮断器の種類、電圧、電流、遮断電流、遮断時間、個数及び取付箇所
（2） 保護継電装置の種類
4 常用電源設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
5 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面 耐震性に関する説明書（支持構造物を含めて記載すること。） 常用電源設備の健全性に関する説明書 電磁誘導電圧計算書（電圧17万ボルト以上の電力系統に係る中性点接地装置の工事を含む場合に限る。） 短絡強度計算書 3相短絡容量計算書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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3 補助ボイラー
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1 補助ボイラーの種類、最大蒸発量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、排出ガス量及び個数
2 再熱器の通過蒸気量、最高使用圧力、最高使用温度及び伝熱面積
3 節炭器の伝熱面積
4 胴、管寄せ及び管の主要寸法及び材料
5 安全弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
6 ボイラーに附属する給水設備に係る次の事項
（1） 給水ポンプの種類、個数並びに原動機の種類及び出力
（2） 貯水設備の種類、容量及び個数
7 ボイラーに附属する熱交換器に係る次の事項
（1） 種類、発生蒸気量、入口及び出口の温度、最高使用圧力（1次側及び2次側の別に記載すること。）、最高使用温度（1次側及び2次側の別に記載すること。）、主要寸法、材料並びに個数
（2） 蒸気を発生する熱交換器の安全弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
8 ボイラーに附属する通風設備の通風機の種類及び個数
9 ボイラーに附属する空気圧縮設備及びガス圧縮設備に係る次の事項
（1） 空気だめ及びガスだめの種類、容量、最高使用圧力、主要寸法、材料及び個数
（2） 空気だめ及びガスだめの安全弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
（3） 空気圧縮機及びガス圧縮機の種類、容量、吐出圧力及び個数
10 ボイラーに附属する管等に係る次の事項
（1） 主配管の最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（2） 蒸気だめ、減圧装置及び減温装置の最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法及び材料
（3） 安全弁及び逃がし弁の種類、吹出圧力、吹出量、個数及び取付箇所
11 油燃焼用機器に係る次の事項
（1） 原油用又は原油以外の石油（液化石油ガスを除く。）用の別
（2） 輸送装置及びバーナーの種類、容量及び個数並びに原油及び原油以外の石油（液化石油ガスを除く。）の発熱量
（3） 熱交換器の種類及び個数
12 その他の燃料の燃焼用機器に係る輸送装置及び燃焼器の種類、容量及び個数並びにその他燃料の発熱量
13 燃料運搬設備に係る油の輸送管であって、外径300ミリメートル以上のものの最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
14 燃料貯蔵設備に係る油タンクの種類、容量及び個数
15 ボイラーの基本設計方針、適用基準及び適用規格
16 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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補助ボイラーに附属する主配管の配置の概要を明示した図面及び系統図 水循環系統図 補助ボイラーに属する燃料系統図 強度に関する説明書 構造図 補助ボイラーの基礎に関する説明書 制御方法に関する説明書 安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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4 火災防護設備
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1 火災区域構造物及び火災区画構造物の名称、種類、主要寸法及び材料
2 消火設備に係る次の事項
（1） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
3 火災防護設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
4 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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火災区域構造物及び火災防護設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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5 浸水防護施設
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1 外郭浸水防護設備の名称、種類、主要寸法及び材料
2 内郭浸水防護設備に係る次の事項
（1） 防水区画構造物の名称、種類、主要寸法、材料及び取付箇所
（2） 区画排水設備に係る次の事項
イ ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所並びに原動機の種類、出力、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、取付箇所を付記すること。）
3 浸水防護施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
4 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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浸水防護施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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6 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）
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1 燃料貯蔵設備に係る次の事項
（1） 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 貯蔵槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
2 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
3 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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補機駆動用燃料設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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7 非常用取水設備
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1 取水設備（非常用の冷却用海水を確保する構築物に限る。）の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
2 非常用取水設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
3 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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非常用取水設備の配置を明示した図面 耐震性に関する説明書 構造図 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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8 敷地内土木構造物
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1 敷地内土木構造物（地震による斜面の崩壊の防止措置を実施するためのものに限る。）の名称、種類、設置場所及び個数
2 敷地内土木構造物の基本設計方針、適用基準及び適用規格
3 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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斜面安定性に関する説明書（地震による斜面の崩壊の防止措置を実施する場合のものに限る。） 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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9 緊急時対策所
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1 緊急時対策所機能
2 緊急時対策所の基本設計方針、適用基準及び適用規格
3 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する次の事項
（1） 品質保証の実施に係る組織
（2） 保安活動の計画
（3） 保安活動の実施
（4） 保安活動の評価
（5） 保安活動の改善
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緊急時対策所の設置場所を明示した図面及び機能に関する説明書 耐震性に関する説明書 緊急時対策所の居住性に関する説明書 設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書 |
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別表第3（第102条、第103条関係）
| 型式設計特定機器の種類 | 記載事項（型式指定の申請に係る型式設計特定機器の設計に関係あるものに限る。） | 添付書類（型式指定の申請に係る型式設計特定機器の設計に関係あるものに限る。） |
| 再結合装置 |
1 再結合装置の種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率、主要寸法、材料及び個数並びに電熱器の名称、種類、容量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 再結合装置の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量、最高使用圧力、最高使用温度及び再結合効率の設定根拠に関する説明書 水素濃度低減性能に関する説明書 再結合装置が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
| 圧力逃がし装置 |
1 容器の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
3 圧力開放板の設定破裂圧力、主要寸法、材料及び個数
4 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載すること。）
5 排風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
6 フィルター（公衆の放射線障害の防止を目的として設置するものに限る。）の名称、種類、効率、主要寸法、個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
7 圧力逃がし装置の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 圧力逃がし装置に係る配置を明示した図面及び系統図 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量、最高使用圧力、最高使用温度、外径、設定破裂圧力、原動機の出力及び効率の設定根拠に関する説明書 圧力逃がし装置が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
| ガスタービンを原動力とする発電設備 |
1 ガスタービンに係る次の事項
（1） ガスタービンの種類、出力、入口及び出口の圧力及び温度、設計外気温度、回転速度、被動機一体の危険速度、排出ガス量並びに個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 主要な管の主要寸法及び材料（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 調速装置及び非常調速装置の種類
（4） ガスタービンに附属する熱交換器の種類、入口及び出口の温度、最高使用圧力（1次側及び2次側の別に記載すること。）、最高使用温度（1次側及び2次側の別に記載すること。）、主要寸法、材料並びに個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） ガスタービンに附属する空気圧縮機及びガス圧縮機に係る次の事項
イ 空気だめ及びガスだめの種類、容量、最高使用圧力、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 空気だめ及びガスだめの安全弁の種類、吹出圧力、吹出量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 空気圧縮機及びガス圧縮機の種類、容量、吐出圧力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ニ 空気圧縮機に附属する冷却塔の種類、容量、吐出圧力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（6） 空気冷却器に係る次の事項
イ 種類、入口及び出口の温度並びに個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 中間冷却器の最高使用圧力、主要寸法及び材料
（7） ガスタービンに附属する管に係る次の事項
イ 主要な管の最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 安全弁及び逃がし弁の種類、吹出圧力、吹出量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 発電機に係る次の事項
（1） 発電機の名称、種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 励磁装置の名称、種類、容量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 保護継電装置の名称及び種類
（4） 原動機との連結方法
3 冷却設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（6） 冷却塔の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法並びに個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（7） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（8） 排風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 ガスタービンを原動力とする発電設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 ガスタービンを原動力とする発電設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 ガスタービンを原動力とする発電装置の出力の決定に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量、最高使用圧力、最高使用温度、揚程又は吐出圧力、吹出圧力及び外径、伝熱面積並びに原動機の出力の設定根拠に関する説明書 安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） ガスタービンを原動力とする発電設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
| 内燃機関を原動力とする発電設備 |
1 内燃機関に係る次の事項
（1） 機関の名称、種類、出力及び回転速度、燃料の種類、使用量及び個数並びに過給機の種類、出口の圧力、回転速度及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 調速装置及び非常調速装置の名称及び種類
（3） 内燃機関に附属する冷却水設備の名称、種類、容量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 内燃機関に附属する空気圧縮設備に係る次の事項
イ 空気だめの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ロ 空気だめの安全弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
ハ 圧縮機の名称、種類、容量、吐出圧力、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 燃料デイタンク又はサービスタンクの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 発電機に係る次の事項
（1） 発電機の名称、種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 励磁装置の名称、種類、容量及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） 保護継電装置の名称及び種類
（4） 原動機との連結方法
3 冷却設備に係る次の事項
（1） 熱交換器の名称、種類、容量、最高使用圧力（管側及び胴側の別に記載すること。）、最高使用温度（管側及び胴側の別に記載すること。）、伝熱面積、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） ポンプの名称、種類、容量、揚程又は吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（3） ろ過装置の名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（4） 主要弁の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（5） 主配管の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料
（6） 冷却塔の種類、容量、入口及び出口の冷却水標準温度、設計外気温度、主要寸法並びに個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（7） 送風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（8） 排風機の名称、種類、容量、主要寸法及び個数並びに原動機の種類、出力及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
4 内燃機関を原動力とする発電設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 内燃機関を原動力とする発電設備に係る機器の配置を明示した図面及び系統図 内燃機関を原動力とする発電装置の出力の決定に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量、最高使用圧力、最高使用温度、揚程又は吐出圧力、吹出圧力及び外径、伝熱面積並びに原動機の出力の設定根拠に関する説明書 安全弁の吹出量計算書（バネ式のものに限る。） 内燃機関を原動力とする発電設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
| 無停電電源装置 |
1 無停電電源装置の種類、容量、電圧、周波数、主要寸法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 無停電電源装置の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量の設定根拠に関する説明書 無停電電源装置が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
| 電力貯蔵装置 |
1 電力貯蔵装置の種類、容量、電圧、主要寸法及び個数（常設及び可搬型の別に記載すること。）
2 電力貯蔵装置の基本設計方針、適用基準及び適用規格
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型式証明を受けた設計との整合性に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量の設定根拠に関する説明書 電力貯蔵装置が使用される条件の下における健全性に関する説明書 第101条の購入契約を締結している者にあっては、当該契約書の写し 申請に係る型式設計特定機器の特定機器型式証明通知書又は特定機器型式証明変更承認通知書の写し |
別表第1（第59条関係）
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別表第2（第131条関係）
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別表第3（第133条関係）
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別表第4（第133条関係）
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別表第5（第133条関係）
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別表第6（第134条関係）
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