じつよう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
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
昭和53年通商産業省令第77号
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）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施行令（昭和32年政令第324号）中実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規定に基づき、及び同規定を実施するため、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則を次のように制定する。
（適用範囲）
第1条 この規則は、実用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、自然に存在するもの以外のものをいう。
二 「放射性廃棄物」とは、核燃料物質及び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ものを除く。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又は利用、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（実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成25年原子力規制委員会規則第5号。以下「設置許可基準規則」という。）第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） 燃料材の種類
（ii） 燃料被覆材の種類
（iii） 燃料要素の構造
（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（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（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 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号に掲げる事故の区分に応じそれぞれ同号イからハに定める事項を記載すること。
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、次の各号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2以上存する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
|
|
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。
一 原子炉本体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 前号に規定する発電用原子炉施設以外の発電用原子炉施設を試験のために使用する場合
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（前2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
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 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 |
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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 |
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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
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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
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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。）
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（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おける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及び施設番号（発電用原子炉施設に付されている発電用原子炉の識別のための番号をいう。以下同じ。）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、正本及び写し各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、法第43条の3の12第1項の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。
（輸入燃料体検査の申請）
第31条 法第43条の3の12第4項の検査（検査を受ける燃料体の燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む場合を除く。）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 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。）
六 燃料体の製造者の名称並びに製造工場の名称及び所在地
七 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
八 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及び施設番号を含む。）
九 検査を受けようとする期日及び場所
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。ただし、原子力規制委員会が当該申請に係る燃料体の型式、設計等から見て添付することを要しない旨の指示をした書類については、添付することを要しない。
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 燃料材、燃料被覆材その他の部品の組成、構造、強度等に関する試験の結果に関する資料
六 品質保証に関する説明書
3 法第43条の3の12第4項の検査（検査を受ける燃料体の燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む場合に限る。）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、次の表の上欄に掲げる提出時期までに同表の下欄に掲げる書類（原子力規制委員会が燃料体の品質管理の状況、加工の内容等により同表第1号の上欄に掲げる提出時期までに提出することを要しない旨の指示をした場合にあっては、同表第2号の上欄に掲げる提出時期までに前項各号に掲げる書類）を添付しなければならない。ただし、原子力規制委員会が当該申請に係る燃料体の型式、設計等から見て添付することを要しない旨の指示をした書類については、添付することを要しない。
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。）
六 燃料体の製造者の名称並びに製造工場の名称及び所在地
七 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
八 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及び施設番号を含む。）
九 検査を受けようとする期日及び場所
| 提出時期 | 添付書類 |
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一 ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料材の成形加工に着手する1月前
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前項各号に掲げる書類。この場合において、同項第5号中「結果」とあるのは「計画」と、同項第6号中「品質保証」とあるのは「品質保証の計画」と読み替えるものとする。 |
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二 燃料体の本邦への輸送を開始する1月前
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前項第5号及び第6号に掲げる書類 |
4 第1項若しくは前項の申請書又は第2項各号に掲げる事項を説明する書類若しくは前項の表の下欄に掲げ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。
5 第1項又は第3項の申請書及び前項の書類の提出部数は、正本及び写し各1通とする。
（輸入燃料体検査の実施）
第32条 法第43条の3の12第4項の検査（検査を受ける燃料体の燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む場合を除く。）は、原子力施設検査官が前条第1項に規定する申請書及び同条第2項の添付書類並びに同条第4項に規定する書類の内容を審査し、当該申請に係る燃料体を目視により確認することにより行うものとする。
2 法第43条の3の12第4項の検査（検査を受ける燃料体の燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む場合に限る。）は、原子力施設検査官が前条第3項に規定する申請書及び添付書類並びに同条第4項に規定する書類の内容を審査し、当該申請に係る燃料体を目視により確認することにより行うものとする。
（輸入燃料体検査実施要領書）
第33条 原子力規制委員会は、第31条第1項又は第3項の申請書の提出を受けた場合には、法第43条の3の12第4項に規定する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。
（輸入燃料体検査合格証）
第34条 原子力規制委員会は、法第43条の3の12第4項の検査に合格したと認めたときは、輸入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35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36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37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38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35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39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41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40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41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42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43条 削除
（溶接事業者検査を行った旨の表示）
第44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。
（施設定期検査を受ける発電用原子炉施設）
第45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、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、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（核燃料物質の取扱い又は貯蔵に係るものに限る。）以外のものとする。
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
（施設定期検査の申請）
第46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（第56条第2項の一定の期間（第48条第2項の特定重要発電用原子炉施設に係るものに限る。以下この条において単に「一定の期間」という。）を定め、又は変更（一定の期間を短縮する場合を除く。）をした場合は3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、出力及び施設番号
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 第56条第2項に規定する判定方法に関すること（同項の一定の期間を含む。）
六 前回の施設定期検査において提出した前3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
七 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
八 前回の施設定期検査において提出した第5号の書類に記載された事項（一定の期間に限る。）を定め、又は変更した場合は、第56条第3項各号に掲げる事項について記載した書類
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及び施設番号
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 前2項に規定するもののほか、第2項第5号に掲げる事項のうち一定の期間を定め、又は変更した場合は、第56条第3項各号に掲げる事項について記載した書類を提出しなければならない。
7 第1項又は第3項の申請書及び第4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47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45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 沸騰水型発電用原子炉施設にあっては、次の表の上欄に掲げる発電用原子炉施設の種類に応じ、同表の下欄に掲げる定期事業者検査に係る事項（可搬型の機械又は器具に係る事項を除く。）
| 発電用原子炉施設の種類 | 定期事業者検査に係る事項 |
|
一 原子炉本体
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1 原子炉圧力容器本体、原子炉圧力容器支持構造物及び原子炉圧力容器付属構造物の非破壊検査並びに原子炉圧力容器本体及び原子炉圧力容器付属構造物の漏えい検査
2 再使用する燃料体の外観検査
3 炉心における燃料体の配置を確認する検査
4 発電用原子炉の停止余裕を確認する検査
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二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
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1 燃料取扱装置の動力源喪失時における燃料体保持機能検査
2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系の作動検査
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三 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
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1 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成25年原子力規制委員会規則第6号。以下「技術基準規則」という。）第2条第2項に規定するクラス1機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、クラス2機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス1機器、クラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 主蒸気安全弁及び主蒸気逃がし安全弁の非破壊検査、漏えい検査及び作動検査
3 主蒸気隔離弁の漏えい検査及び作動検査
4 非常用炉心冷却系その他原子炉注水系のポンプ及び主要弁の非破壊検査並びに非常用炉心冷却系その他原子炉注水系の作動検査
5 非常用復水器系の作動検査
6 原子炉隔離時冷却系ポンプ及び主要弁の非破壊検査（改良型沸騰水型軽水炉に係るものに限る。）並びに原子炉隔離時冷却系の作動検査
7 原子炉補機冷却系の作動検査
8 最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備の作動検査
|
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四 計測制御系統施設
|
1 技術基準規則第2条第2項に規定するクラス1機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、クラス2機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス1機器、クラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 制御棒駆動機構及び制御棒駆動水圧系スクラム弁の非破壊検査並びに制御棒駆動水圧系の制御棒緊急挿入検査
3 ほう酸水注入系の作動検査
4 安全保護系その他重大事故等発生時に発電用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。）並びに原子炉冷却材再循環ポンプトリップ系の作動検査
5 事故時監視計器及び事故時試料採取設備の作動検査
6 制御用空気圧縮系の作動検査
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五 放射性廃棄物の廃棄施設
|
気体廃棄物処理系の作動検査 |
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六 放射線管理施設
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1 プロセスモニタリング設備及びエリアモニタリング設備の校正及び作動検査
2 中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の非常用循環系の作動検査及びそのフィルター性能検査
3 中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の居住性を確認する検査
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七 原子炉格納施設
|
1 技術基準規則第2条第2項に規定するクラス2機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 原子炉格納容器の漏えい率検査
3 原子炉建屋の気密性能検査
4 主要な原子炉格納容器隔離弁の非破壊検査及び原子炉格納容器隔離弁の作動検査
5 原子炉格納容器真空破壊弁の作動検査
6 原子炉格納容器安全系ポンプ及び主要弁の非破壊検査並びに原子炉格納容器安全系の作動検査
7 可燃性ガス濃度制御系主要弁の非破壊検査及び可燃性ガス濃度制御系の作動検査
8 圧力逃がし系の作動検査及びそのフィルター性能検査
9 放射性物質濃度制御系の作動検査及びそのフィルター性能検査
10 原子炉格納容器循環系のフィルター性能検査
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八 非常用電源設備
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1 非常用発電装置の非破壊検査、作動検査及び定格容量を確認する検査
2 直流電源系の作動検査及び充電状態を確認する検査
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三 加圧水型発電用原子炉施設にあっては、次の表の上欄に掲げる発電用原子炉施設の種類に応じ、同表の下欄に掲げる定期事業者検査に係る事項（可搬型の機械又は器具に係る事項を除く。）
| 発電用原子炉施設の種類 | 定期事業者検査に係る事項 |
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一 原子炉本体
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1 原子炉圧力容器本体、原子炉圧力容器支持構造物及び原子炉圧力容器付属構造物の非破壊検査並びに原子炉圧力容器本体及び原子炉圧力容器付属構造物の漏えい検査
2 再使用する燃料体の外観検査
3 炉心における燃料体の配置を確認する検査
4 発電用原子炉の停止余裕を確認する検査
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二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
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1 燃料取扱装置の動力源喪失時における燃料体保持機能検査
2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系の作動検査
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三 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
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1 技術基準規則第2条第2項に規定するクラス1機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、クラス2機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（原子炉冷却系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス1機器、クラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 加圧器安全弁及び加圧器逃がし弁の非破壊検査、漏えい検査及び作動検査
3 加圧器逃がし弁元弁の作動検査
4 主蒸気安全弁及び主蒸気逃がし弁の漏えい検査及び作動検査
5 主蒸気隔離弁の作動検査
6 非常用炉心冷却系その他原子炉注水系のポンプ及び主要弁の非破壊検査並びに非常用炉心冷却系その他原子炉注水系の作動検査
7 原子炉補機冷却系の作動検査
8 補助給水系ポンプの非破壊検査及び補助給水系の作動検査
9 最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備の作動検査
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四 計測制御系統施設
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1 技術基準規則第2条第2項に規定するクラス1機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、クラス2機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（計測制御系統施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス1機器、クラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 制御用空気圧縮系の作動検査
3 制御棒駆動系の制御棒緊急挿入検査
4 ほう酸ポンプの非破壊検査及びほう酸注入機能を有する設備の作動検査
5 安全保護系等の作動検査
6 事故時監視計器及び事故時試料採取設備の作動検査
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五 放射性廃棄物の廃棄施設
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気体廃棄物処理系の作動検査 |
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六 放射線管理施設
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1 プロセスモニタリング設備及びエリアモニタリング設備の校正及び作動検査
2 中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の非常用循環系の作動検査及びそのフィルター性能検査
3 中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の居住性を確認する検査
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七 原子炉格納施設
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1 技術基準規則第2条第2項に規定するクラス2機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス1機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）、重大事故等クラス2機器（原子炉格納施設に設置するものに限る。以下この号において同じ。）及びそれらの支持構造物の非破壊検査並びにクラス2機器、重大事故等クラス1機器及び重大事故等クラス2機器の漏えい検査
2 原子炉格納容器の漏えい率検査
3 主要な原子炉格納容器隔離弁の非破壊検査及び原子炉格納容器隔離弁の作動検査
4 原子炉格納容器真空逃がし弁の作動検査
5 原子炉格納容器安全系ポンプ及び主要弁の非破壊検査並びに原子炉格納容器安全系の作動検査
6 アイスコンデンサの冷却性能検査
7 圧力逃がし系の作動検査及びそのフィルター性能検査
8 可燃性ガス濃度制御系主要弁の非破壊検査及び可燃性ガス濃度制御系の作動検査
9 放射性物質濃度制御系の作動検査及びそのフィルター性能検査
10 原子炉格納容器循環系のフィルター性能検査
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八 非常用電源設備
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1 非常用発電装置の非破壊検査、作動検査及び定格容量を確認する検査
2 直流電源系の作動検査及び充電状態を確認する検査
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四 蒸気タービン並びに沸騰水型発電用原子炉施設及び加圧水型発電用原子炉施設にあっては、前3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
五 蒸気タービン並びに沸騰水型発電用原子炉施設（非常用電源設備を除く。）及び加圧水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、次に掲げる事項について、施設定期検査を受ける者が行う試運転その他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。
一 第45条第2項第1号に係る設備にあっては、次に掲げる事項
イ 燃料取扱設備の系統運転性能検査
ロ 新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の貯蔵能力確認検査
ハ 使用済燃料貯蔵設備の系統運転性能検査
二 第45条第2項第2号に係る設備にあっては、次に掲げる事項
イ 液体廃棄物貯蔵設備の貯蔵能力確認検査
ロ 液体廃棄物貯蔵設備及び処理設備の系統運転性能検査
ハ 液体廃棄物貯蔵設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
ニ 液体廃棄物処理設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
ホ 固体廃棄物貯蔵設備の貯蔵能力確認検査
ヘ 固体廃棄物貯蔵設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
ト 固体廃棄物処理設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
三 第45条第2項第3号に係る設備にあっては、次に掲げる事項
イ エリアモニタリング設備の設定値確認検査
ロ エリアモニタリング設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
ハ エリアモニタリング設備の作動検査
ニ プロセスモニタリング設備の設定値確認検査
ホ プロセスモニタリング設備の警報及びインターロックの動作状況の確認検査
ヘ プロセスモニタリング設備の作動検査
ト 固定式周辺モニタリング設備及び移動式周辺モニタリング設備の設定値確認検査
チ 固定式周辺モニタリング設備及び移動式周辺モニタリング設備の警報の動作状況の確認検査
リ 換気設備の性能検査
四 第45条第2項第4号に係る設備にあっては、次に掲げる事項
イ 非常用発電装置の性能検査
ロ 無停電電源装置の性能検査
（施設定期検査の実施時期）
第48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、特定重要発電用原子炉施設についての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。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。
| 特定重要発電用原子炉施設の区分 | 施設定期検査を受けるべき時期 |
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一 特定重要発電用原子炉施設であって、その判定期間が13月以上であるものとして原子力規制委員会が告示で定めるもの（次号及び第3号に掲げるものを除く。）
|
施設定期検査が終了した日以降13月を超えない時期 |
|
二 特定重要発電用原子炉施設であって、その判定期間が18月以上であるものとして原子力規制委員会が告示で定めるもの（次号に掲げるものを除く。）
|
施設定期検査が終了した日以降18月を超えない時期 |
|
三 特定重要発電用原子炉施設であって、その判定期間が24月以上であるものとして原子力規制委員会が告示で定めるもの
|
施設定期検査が終了した日以降24月を超えない時期 |
2 前項の表の上欄の判定期間とは、施設定期検査において、第56条第2項の一定の期間を満了するまでの間法第43条の3の14に規定する技術上の基準（以下この条において単に「技術基準」という。）に適合している状態を維持することが確認された特定重要発電用原子炉施設（次の第1号及び第2号のいずれにも該当し、かつ、次の第3号に該当しないものに限る。）に係る当該期間をいう。
一 特定重要発電用原子炉施設を構成する機械又は器具であって、前条第1項第1号から第4号までに規定する事項（炉心における燃料体の配置を確認する検査及び発電用原子炉の停止余裕を確認する検査に係る事項を除く。）について施設定期検査を受けるべきもの
二 特定重要発電用原子炉施設を構成する機械又は器具であって、その施設定期検査の都度、技術基準に適合するように補修、取替え等の措置を講ずる必要のあるもの
三 次のいずれかに掲げる特定重要発電用原子炉施設を構成する機械又は器具
イ 計測装置であってその台数について冗長性をもって設置されているもの、ポンプ又はフィルターであって予備のものが設置されているものその他機械又は器具であって発電用原子炉の運転時において技術基準に適合するように補修、取替え等の措置を講ずることが可能であるもの
ロ 使用済燃料を取り扱う機器その他機械又は器具であって発電用原子炉の定格出力運転時において使用されないもの
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、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、その指定した時期）とする。ただし、法第43条の3の32第2項の認可を受けた後、施設定期検査を受けていないものにあっては、その認可の日以降13月を超えない時期とする。
（施設定期検査を要しない場合）
第49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 廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しない場合
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、出力及び施設番号
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50条 削除
（施設定期検査実施要領書）
第51条 原子力規制委員会は、第46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47条第1項各号又は第2項各号に掲げる事項について行うべき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52条 削除
（施設定期検査終了証）
第53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54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（非常用電源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55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項第1号及び第2号並びに第2項に掲げる方法による定期事業者検査にあっては、第48条第1項又は第49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1項第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項第1号及び第2号並びに第2項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、出力及び施設番号
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56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
2 前項に規定するもののほか、定期事業者検査は、一定の期間を設定し、当該特定発電用原子炉施設がその期間が満了するまでの間法第43条の3の14に規定する技術上の基準に適合している状態を維持するかどうかを判定する方法で行うものとする。
3 前項の一定の期間は、次に掲げる事項を考慮して設定しなければならない。
一 特定発電用原子炉施設におけるこれまでの点検、検査又は取替えの結果から示される有意な劣化の有無及び有意な劣化がある場合にはその劣化の傾向
二 特定発電用原子炉施設の耐久性に関する研究の成果その他の研究の成果
三 特定発電用原子炉施設に類似する機械又は器具の使用実績（当該特定発電用原子炉施設との材料及び使用環境の相違を踏まえたものに限る。）
4 第2項の一定の期間（第48条第2項の特定重要発電用原子炉施設に係るものに限る。）は、13月以上としなければならない。
5 第2項の一定の期間（第48条第2項の特定重要発電用原子炉施設に係るものに限る。）は、施設定期検査の開始する日の3月前までに設定しなければならない。これを変更しようとするときも同様とする。ただし、第2項の一定の期間を短縮する場合については、この限りでない。
（定期事業者検査の記録）
第57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。
（特定発電用原子炉施設の評価）
第58条 法第43条の3の16第3項の特定発電用原子炉施設は、技術基準規則第2条第2項第33号ロに規定するクラス1機器に属する容器及び管（フランジその他の接合部及びシール部並びに蒸気発生器伝熱管を除く。）並びに炉心支持構造物（炉心シュラウド及びシュラウドサポートに限る。）とする。
2 法第43条の3の16第3項の規定により、次の表の上欄に掲げる事項に応じて、それぞれ同表の下欄に掲げる方法により、評価を行う。
| 評価事項 | 評価方法 |
|
一 技術基準規則第18条の規定に適合しなくなると見込まれる時期
|
次に掲げるところにより当該発電用原子炉施設ごとに評価を実施する。 一 定期事業者検査により確認した亀裂、孔その他の損傷（以下「亀裂等」という。）の発生原因を推定するとともに、亀裂等の形状及び大きさを特定すること。
二 前号で特定した亀裂等の形状及び大きさに基づき、所定の期間を設定して、その期間における亀裂等の進展を予測すること。
三 前号の予測どおりに亀裂等が進展したと仮定したとき、技術基準規則の規定に適合しなくなると見込まれる時期を求めること。
|
|
二 補修等の措置の内容
|
この表の第1号の下欄に掲げる評価方法により評価した結果、補修等の措置を講ずる必要があるときには、その時期、範囲及び方法が適切であること。 |
3 法第43条の3の16第3項の評価の結果の記録は、次に掲げる事項を記載するものとする。
一 評価年月日
二 評価の対象
三 評価の方法
四 評価の結果
五 評価を行った者の氏名
六 評価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 評価の実施に係る組織
八 評価の実施に係る工程管理
九 評価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 評価記録の管理に関する事項
十一 評価に係る教育訓練に関する事項
4 法第43条の3の16第3項の評価の結果の記録は、評価された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。
5 法第43条の3の16第3項の評価の結果の報告は、第3項第1号から第6号までに掲げる事項について、その評価が実施された後、速やかに行うものとする。
（定期安全管理審査の申請）
第59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希望する審査開始日の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 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60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61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62条 削除
（電磁的方法による保存）
第63条 第37条第1項各号、第57条第1項各号及び第58条第3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64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1通とする。
（合併及び分割の認可の申請）
第65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、次の各号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継承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、次の各号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、分割契約書）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66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67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 |
|
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
|
検査の都度 | 同一事項に関する次の検査の時までの期間 |
|
ロ 施設定期検査の結果
|
検査の都度 | 同一事項に関する次の検査の時までの期間 |
|
ハ 第80条の規定による巡視及び点検の状況（法第43条の3の34第2項の認可を受けた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、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出した場合における当該廃止措置対象施設に係る巡視にあっては毎週1回とする。 | 巡視又は点検を実施した施設又は設備を廃棄した後5年が経過するまでの期間 |
|
ニ 第81条第1項第4号の規定による保守管理の実施状況及びその担当者の氏名
|
保守管理の実施の都度 | 保守管理を実施した発電用原子炉施設を解体又は廃棄した後5年が経過するまでの期間 |
|
ホ 第81条第1項第5号の規定による保守管理に関する方針、保守管理の目標及び保守管理の実施に関する計画の評価の結果及びその評価の担当者の氏名
|
評価の都度 | 評価を実施した発電用原子炉施設の保守管理に関する方針、保守管理の目標又は保守管理の実施に関する計画の改定までの期間 |
|
二 運転記録（法第43条の3の34第2項の認可を受けた発電用原子炉に係るものを除く。）
|
||
|
イ 熱出力並びに炉心における中性子束密度及び温度
|
連続して | 10年間 |
|
ロ 原子炉本体の入口及び出口における冷却材の温度、圧力及び流量
|
運転中1時間ごと | 10年間 |
|
ハ 制御材の位置
|
運転中1時間ごと | 1年間 |
|
ニ 再結合装置内の温度
|
運転中1時間ごと | 1年間 |
|
ホ 発電用原子炉に使用している冷却材及び減速材（流体のものに限る。）の純度並びにこれらの毎日の補給量
|
毎日1回 | 1年間 |
|
ヘ 発電用原子炉内における燃料体の配置
|
配置又は配置替えの都度 | 取出後10年間 |
|
ト 運転開始前及び運転停止後の発電用原子炉施設の点検
|
開始及び停止の都度 | 1年間 |
|
チ 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
|
その都度 | 1年間 |
|
リ 警報装置から発せられた警報の内容
|
その都度 | 1年間 |
|
ヌ 運転責任者及び運転員の氏名並びにこれらの者の交代の日時及び交代時の引継事項
|
運転開始及び交代の都度 | 1年間 |
|
三 燃料体の記録（イからトまでに掲げる事項については、法第43条の3の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
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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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（1） 外観
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（2） 燃焼度
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（3） 取出しから容器への封入までの期間
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（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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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
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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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イ 外観
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ロ 漏えい率
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ハ 真空乾燥した後の真空度又は不活性ガスを充填した後の湿度並びに充填した不活性ガスの成分、量及び圧力
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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
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ホ 重量
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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項の認可を受けた場合を除く。）、使用済燃料の貯蔵施設（同項の認可を受け、全ての核燃料物質を廃止措置対象施設から搬出したときを除く。）、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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毎日運転中1回。ただし、法第43条の3の34第2項の認可を受けた場合における使用済燃料の貯蔵施設（廃止措置対象施設に限る。）の記録にあっては毎日1回とし、使用済燃料の貯蔵施設以外の施設（廃止措置対象施設に限る。）の記録にあっては毎週1回とする。 | 10年間 |
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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、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69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 第91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91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91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
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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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十二 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 |
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（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 |
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（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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（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 |
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（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 |
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（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 |
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（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 |
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（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 |
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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
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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 |
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12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68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69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78条から第90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70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71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72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73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て行うこと。
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74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75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134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、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77条 削除
（管理区域への立入制限等）
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、管理区域、保全区域及び周辺監視区域を定め、これらの区域においてそれぞれ次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
一 管理区域については、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、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、放射線業務従事者の線量等に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
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）同条第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（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、次の各号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、毎週1回以上（核燃料物質が廃止措置対象施設内に存在する場合は毎日1回以上）、発電用原子炉施設の保全に従事する者に廃止措置対象施設について巡視させなければならない。
（発電用原子炉施設の保守管理）
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、次の各号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発電用原子炉施設の性能が維持されるよう発電用原子炉施設（当該認可を受けた廃止措置計画においてその性能を維持すべきものとされる発電用原子炉施設に限る。）の保守管理方針を定めること。
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、運転を開始した日以後30年を経過していない発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後30年を経過する日までに、原子力規制委員会が定める発電用原子炉施設の安全を確保する上で重要な機器及び構造物（以下「安全上重要な機器等」という。）並びに次に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、10年間に実施すべき当該発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針を策定しなければならない。ただし、動作する機能を有する機器及び構造物に関し、発電用原子炉施設の供用に伴う劣化の状況が的確に把握される箇所については、この限りでない。
一 工学的安全施設並びに原子炉停止系統への作動信号を発生させる機能を有する機器及び構造物
二 事故時における発電用原子炉施設の状態を把握するための機能を有する機器及び構造物
三 中央制御室外から発電用原子炉施設を安全に停止させるための機能を有する機器及び構造物
四 原子炉冷却材を保持する機能を有する機器及び構造物であって、安全上重要な機器等でないもの
五 原子炉冷却材を循環させる機能を有する機器及び構造物
六 放射性物質を貯蔵する機能を有する機器及び構造物
七 電源を供給する機能を有する機器及び構造物であって、安全上重要な機器等でないもの
八 発電用原子炉施設を計測・制御する機能を有する機器及び構造物（第1号に掲げるものを除く。）
九 発電用原子炉施設の運転を補助する機能を有する機器及び構造物
十 原子核分裂生成物の原子炉冷却材中への放散を防止する機能を有する機器及び構造物
十一 原子炉冷却材を浄化する機能を有する機器及び構造物
十二 原子炉圧力の上昇を緩和する機能を有する機器及び構造物
十三 出力の上昇を抑制する機能を有する機器及び構造物
十四 原子炉冷却材を補給する機能を有する機器及び構造物
十五 緊急時対策を行う上で重要な機器及び構造物並びに異常状態を把握するための機能を有する機器及び構造物
十六 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。）
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、安全上重要な機器等並びに前項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、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、安全上重要な機器等並びに第1項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、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92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、廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しないものを除く。以下この条から第86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。
（火山影響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84条の2 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において、火山現象による影響が発生し、又は発生するおそれがある場合（以下「火山影響等発生時」という。）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 火山影響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 火山影響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を配置すること。
三 火山影響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要員に対する訓練に関する措置を講ずること。
四 火山影響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フィルターその他の資機材を備え付けること。
五 火山影響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、これを要員に守らせること。
イ 火山影響等発生時における非常用交流動力電源設備の機能を維持するための対策に関すること。
ロ イに掲げるもののほか、火山影響等発生時における代替電源設備その他の炉心を冷却するために必要な設備の機能を維持するための対策に関すること。
ハ ロに掲げるもののほか、火山影響等発生時に交流動力電源が喪失した場合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。
六 前各号に掲げるもののほか、火山影響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。
（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、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86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87条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、次の各号に掲げる発電用原子炉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 前号の構成人員のうち運転責任者は、発電用原子炉の運転に必要な知識、技能及び経験を有している者であって、かつ、原子力規制委員会が告示で定める基準に適合したものの中から選任すること。
四 前号の基準に適合しているかどうかの判定を行うための方法、実施体制等が当該判定を行うのに十分であり、かつ、発電用原子炉の運転の保安上十分であることについて、あらかじめ原子力規制委員会の確認を受けること。
五 第3号に定めるもののほか、運転責任者に関し必要な事項は、原子力規制委員会が告示で定める。
六 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。
七 緊急遮断が起こった場合には、遮断の起こった原因及び損傷の有無について検査し、再び運転を開始することに支障がないことを確認した後運転を行わせること。
八 非常の場合に講ずべき処置を定め、これを運転員に守らせること。
九 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134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。
十 試験運転を行う場合には、その目的、方法、異常の際に講ずべき処置等を確認の上これを行わせること。
十一 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88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、次の各号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放射線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78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 運搬経路においては、標識を設けること等の方法により、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し、かつ、必要な箇所に見張人を配置すること。
八 車両に積載して運搬する場合は、徐行するとともに、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われる運搬については、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。以下「外運搬規則」という。）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89条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質の貯蔵に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。ただし、法第43条の3の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講ずること。
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、次の各号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67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90条 法第43条の3の22第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる放射性廃棄物の廃棄に関し、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
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、当該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の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排気口又は排気監視設備において排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が原子力規制委員会の定める濃度限度を超えないようにすること。
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講ずること。
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 放射線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 放射線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等の方法によって排水中の放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排水口又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度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して行うときは、当該容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 水が浸透しにくく、腐食に耐え、かつ、放射性廃棄物が漏れにくい構造であること。
ロ 亀裂又は破損が生じるおそれがないものであること。
ハ 容器の蓋が容易に外れないものであること。
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67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 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。
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91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その他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、人の侵入を監視するための装置（以下「監視装置」という。）の有無並びに防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域を巡視させること。
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、周辺防護区域又は立入制限区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に当該立入りを認めたことを証明する書面等（以下この項において「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、周辺防護区域又は立入制限区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に証明書等を発行し、当該立入りの際に、当該証明書等を所持させること。
ハ 防護区域又は安全保護装置周辺区域（技術基準規則第2条第2項第9号ハに規定する安全保護装置が防護区域の外に設置されている場合における当該装置の周辺の区域をいう。以下この項において同じ。）に、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。
六 業務用の車両以外の車両の防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域への立入りを禁止すること。ただし、防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域に立ち入ることが特に必要な車両であって、特定核燃料物質の防護上支障がないと認められるものについては、この限りでない。
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（以下「防護設備等」という。）に対する破壊行為の用に供され得る物品（持込みの必要性が認められるものを除く。）の持込み及び特定核燃料物質（持出しの必要性が認められるものを除く。）の持出しが行われないように点検を行うこと。
ロ 防護区域の出入口においては、第5号イ及びロに掲げる者が持ち込み又は持ち出そうとする物品について、当該防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ、イの点検のほか金属を検知することができる装置及び特定核燃料物質を検知することができる装置を用いて点検を行うこと。
ハ 見張人に出入口を常時監視させること。ただし、出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知して表示することができる装置を設置した場合は、この限りでない。
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、監視装置を用いる等の方法により特定核燃料物質を常時監視させること。ただし、鉄筋コンクリート造りの施設その他の堅固な構造の施設（以下この号及び第12号において「施設」という。）であって次に掲げる措置を講じたものの中に置かれている特定核燃料物質については、この限りでない。
（1） 施設の出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知して表示することができる装置を設置すること。
（2） 施設に立ち入ることが特に必要な者として当該施設に立ち入ることを認めた者以外の者の当該施設への立入りを禁止すること。
（3） 見張人に、監視装置の有無並びに施設における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により施設の周辺を巡視させること。
ハ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その取扱いに係る特定核燃料物質又は設備若しくは装置に異常が認められた場合には、直ちに、その旨をあらかじめ指定した者に報告させること。
ニ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その日の作業の終了後に、その取扱いに係る特定核燃料物質並びに設備及び装置について点検を行わせ、当該点検において、当該特定核燃料物質又は設備若しくは装置について異常が認められた場合には直ちにその旨を、異常が認められない場合にはその旨を、あらかじめ指定した者に報告させること。
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 監視装置は、次に掲げるところにより設置すること。
イ 人の侵入を確実に検知して速やかに表示する機能を有する監視装置を設置すること。
ロ 監視装置を構成する装置であって人の侵入を表示するものは、防護区域内若しくは周辺防護区域内又は周辺防護区域の近くであって見張人が常時監視できる位置に設置すること。
十二 防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域並びに施設の出入口の鍵及び錠については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 取替え又は構造の変更を行う等複製が困難となるようにすること。
ロ 不審な点が認められた場合には、速やかに取替え又は構造の変更を行うこと。
ハ 鍵を管理する者としてあらかじめ指定した者にその鍵を厳重に管理させ、当該者以外の者がその鍵を取り扱うことを禁止すること。ただし、あらかじめその鍵を一時的に取り扱うことを認めた者については、この限りでない。
十三 中央制御室及び特定重大事故等対処施設（設置許可基準規則第2条第2項第12号に規定する特定重大事故等対処施設をいう。以下この項及び第96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設備を除く。第96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96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96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防護設備等に対する破壊行為（以下「妨害破壊行為等」という。）が行われるおそれがあり、又は行われた場合において迅速かつ確実に対応できるように適切な計画（以下「緊急時対応計画」という。）を作成すること。
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） 安全保護装置周辺区域
（3） 第14号ロに規定する区域
（4） 第16号ハに規定する区域
（5） 見張人の詰所
（6） 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、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、第5号中「防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、及び「防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域」とあるのは「防護区域」と、第6号中「防護区域、周辺防護区域及び立入制限区域」とあり、及び「防護区域、周辺防護区域又は立入制限区域」とあるのは「防護区域」と、第7号中「防護区域内、周辺防護区域内及び立入制限区域内に、それぞれ」とあるのは「防護区域内に」と、「防護区域内、周辺防護区域内又は立入制限区域内」とあるのは「防護区域内」と、同項第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、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として当該貯蔵施設等に立ち入ることを認めた者以外の者の当該貯蔵施設等への立入りを禁止すること。
ロ 見張人に、監視装置の有無並びに貯蔵施設等における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該貯蔵施設等の周辺を巡視させること。
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92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
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 非常の場合に講ず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。
二十一の2 火山影響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134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、次に掲げる場合にあっては、当該各号に定める書類を添えて、申請しなければならない。ただし、第2号に掲げる場合において、第82条第2項の評価を第113条第2項第2号の評価と一体として行っている場合であって、同号の評価の結果を記載した書類を添えて同条第1項の規定による申請がされているときには、第2号に定める書類を添付することを要しない。
一 前項第10号に掲げる発電用原子炉の運転期間を定め、又はこれを変更しようとする場合 発電用原子炉の運転期間の設定に関する説明書（発電用原子炉の運転期間を変更しようとする場合は、第82条第4項の見直しの結果を記載した書類を含む。）
二 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82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。） 第82条第1項、第2項若しくは第3項の評価の結果又は第4項の見直しの結果を記載した書類
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。
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核燃料物質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核燃料物質が存在しない場合を除く。）。
十八の2 火山影響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核燃料物質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核燃料物質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核燃料物質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134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134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93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 次に掲げる操作（施設定期検査の際に行うものに限る。）を行う場合
イ 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原子炉の操作をいう。）
ロ 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。）
ハ 沸騰水型軽水炉における残留熱除去冷却海水系統（以下「海水系統」という。）の切替えに係る操作（1の海水系統の機能を停止するとともに他の海水系統の機能を起動するための操作をいう。）
ニ 加圧水型軽水炉における原子炉容器内の水位の低下に係る操作及び原子炉容器内の水位を低下させた状態で行う残留熱の除去に係る操作
二 第85条第3号又は第86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94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、次の各号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 発電用原子炉施設の放射線の管理に関する説明書
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95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96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91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91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、正本及び写し各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1通及び写し2通）とする。
（核物質防護規定の遵守状況の検査）
第97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98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、正本及び写し各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1通及び写し2通）とする。
（核物質防護管理者の要件）
第99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99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99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99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99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99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99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100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号ニ（2）の核燃料物質貯蔵設備のうち、使用済燃料貯蔵用容器（兼用キャスク（設置許可基準規則第2条第2項第41号に規定するものをいう。以下同じ。）であって、同規則第4条第6項第1号、第5条第2項第1号及び第6条第4項第1号の基準を満たすものに限る。別表第3において「特定兼用キャスク」という。）
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、再結合装置（ブロワを要しないものに限る。以下同じ。）
三 第3条第1項第2号ホ（4）のその他の主要な事項として設けられる設備及び同号リ（3）の非常用格納容器保護設備のうち、圧力逃がし装置
四 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
五 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
六 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
七 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101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102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103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101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104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105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101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103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106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107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並びに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108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並びに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、その型式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109条 指定製造者等は、第107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、その型式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110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108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111条 指定製造者等は、当該型式設計特定機器が型式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。
（型式指定番号等の告示）
第112条 原子力規制委員会は、型式指定又は型式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 型式指定の番号
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 指定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108条第1項の変更が、第107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109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113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、当該期間の満了する日から起算して1年前の日まで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。ただし、第2号の評価を第82条第2項の評価と一体として行っている場合であって、同項の評価の結果に関する第92条第2項第2号に定める書類を添えて同項の規定による申請がされているときには、第2号に掲げる書類を添付することを要しない。
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114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技術基準規則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115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67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115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 廃止措置期間中に機能を維持すべき発電用原子炉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115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115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115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116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、次の各号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 核燃料物質の管理及び譲渡し
七 核燃料物質による汚染の除去
八 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
九 廃止措置の工程
2 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出し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 廃止措置期間中に機能を維持すべき発電用原子炉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 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117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 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9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 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118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119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、次の各号に掲げるとおりとする。
一 廃止措置計画に係る発電用原子炉の炉心から使用済燃料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。
（廃止措置の終了の確認の申請）
第120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 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121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、次の各号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67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122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116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123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124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117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125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126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、次の各号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127条 第67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128条 前条の申請は、次の各号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67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129条 原子力規制委員会は、第127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131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130条 原子力規制委員会は、第67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131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67条第5項の指定を取り消すことができる。
一 第129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67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132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67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133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134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136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、安全上重要な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、当該安全上重要な機器等が技術基準規則第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、当該常設重大事故等対処設備に属する機器等が技術基準規則第55条若しくは第56条に定める基準に適合していないと認められたとき又は発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な機能を有していないと認められたとき。
四 火災により安全上重要な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90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90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79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135条 法第64条第1項の規定により、発電用原子炉設置者は、次の各号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、及び見張人を付けることにより、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136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、固体状及び液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137条 法第43条の3の8第3項及び法第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138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139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64条第1項又は第3項の運転計画
二 第65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95条第2項の届出書
四 第96条第1項の申請書
五 第98条第2項の届出書
六 第136条第1項の報告書
附則
この省令は、原子力基本法等の一部を改正する法律（昭和53年法律第86号）附則第1条第3号に掲げる規定の施行の日（昭和54年1月4日）から施行する。
附則 （昭和55年11月13日通商産業省令第60号）
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及び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の一部を改正する法律（昭和55年法律第43号）の施行の日（昭和55年11月14日）から施行する。
附則 （昭和55年12月25日通商産業省令第74号）
この省令は、昭和57年6月1日から施行する。ただし、第12条第2号の次に1号を加える改正規定中通商産業大臣の指定に係る部分は、公布の日から施行する。
附則 （昭和56年8月20日通商産業省令第53号）
この省令は、昭和56年8月21日から施行する。
附則 （昭和61年11月25日通商産業省令第77号）
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（昭和61年法律第73号）の施行の日（昭和61年11月26日）から施行する。
附則 （平成元年3月27日通商産業省令第8号） 抄
1 この省令は、平成元年4月1日から施行する。
附則 （平成元年5月19日通商産業省令第26号）
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（昭和63年法律第69号）附則第1条第3号に掲げる規定の施行の日（平成元年5月26日）から施行する。
附則 （平成5年6月2日通商産業省令第28号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成6年5月25日通商産業省令第46号）
この省令は、平成6年6月1日から施行する。
附則 （平成7年12月1日通商産業省令第101号） 抄
1 この省令は、電気事業法の一部を改正する法律（平成7年法律第75号）の施行の日（平成7年12月1日）から施行する。
附則 （平成8年7月12日通商産業省令第57号）
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及び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の一部を改正する法律の施行の日（平成8年7月20日）から施行する。
附則 （平成9年3月27日通商産業省令第39号） 抄
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成10年3月30日通商産業省令第34号） 抄
第1条 この省令は、平成10年4月1日から施行する。
附則 （平成11年3月31日通商産業省令第43号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成11年10月1日通商産業省令第89号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成11年12月13日通商産業省令第113号）
この省令は、平成11年12月16日から施行する。
附則 （平成12年4月12日通商産業省令第98号）
この省令は、平成12年7月1日から施行する。
附則 （平成12年6月16日通商産業省令第112号） 抄
（施行期日）
第1条 この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成12年10月31日通商産業省令第328号）
この省令は、平成13年1月6日から施行する。
附則 （平成13年3月21日経済産業省令第22号）
この省令は、平成13年4月1日から施行する。
附則 （平成13年3月30日経済産業省令第124号） 抄
（施行期日）
第1条 この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成13年8月30日経済産業省令第187号） 抄
（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12条第3号の規定により経済産業大臣が指定する者の認定を受けている者は、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12条第3号の規定により経済産業大臣が告示で定める基準に適合したものとみなす。この場合において、当該基準に適合したものに係る有効期間については、なお従前の例による。
附則 （平成14年1月28日経済産業省令第5号）
この省令は、平成14年1月31日から施行する。ただし、第30条の次に1条を加える改正規定（第31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14年1月31日経済産業省令第22号）
この省令は、公布の日から施行する。
附則 （平成14年4月24日経済産業省令第78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105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113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16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104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15条の3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19条の2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 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この省令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3条の15の3、第3条の17第1号、第7条及び第15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。
3 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実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第19条の2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17年12月26日経済産業省令第123号）
この省令は、平成18年1月1日から施行する。
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54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7条の3の5の改正規定、第7条の3の7の改正規定、第7条の3の7の次に1条を加える改正規定及び第16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16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。）による改正後の実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第16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16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。）による改正後の実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第16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44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実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第16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8月29日経済産業省令第60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実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「旧規則」という。）第7条の3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実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「新規則」という。）第7条の3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 この省令の施行の日前に旧規則第15条の2第1項の規定により行われた評価は、新規則第7条の5第1項の規定により行われた評価とみなす。
4 この省令の施行の日前に旧規則第15条の2第2項又は第3項の規定により策定された原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する10年間の計画は、新規則第11条の2第1項又は第2項の規定により策定された10年間に実施すべき当該原子炉施設についての保守管理に関する方針とみなす。
5 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16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。
6 前項の規定により保安規定を定め、これを記載した申請書を提出するに当たっては、原子炉の運転期間の設定に関する説明書を添えて申請しなければならない。
7 この省令の施行の際現に使用している原子炉施設については、新規則第11条第1項の規定にかかわらず、当該原子炉施設についての電気事業法（昭和39年法律第170号）第54条第1項の検査であって平成21年4月1日（以下「基準日」という。）以後最初に行われるものの開始する日の3月前の日までの間は、次の各号に掲げる措置を講じることを要しない。
一 新規則第11条第1項第3号に規定する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定めること。
二 新規則第11条第1項第4号イ、ロ及びハに掲げる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。
8 前項の規定にかかわらず、この省令の施行の際現に原子炉の運転を相当期間停止している原子炉施設については、新規則第11条の規定は、基準日から適用する。
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
3 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第16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7月1日経済産業省令第42号）
この省令は、平成22年10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23年12月28日経済産業省令第73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については、この省令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15条の2第2項第3号の規定はこの省令の施行の日から1年間、同項第11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9月27日までに、法第43条の2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 設置法附則第23条第1項の規定による届出又は同条第4項の規定による提出（以下この条において「届出等」という。）をしようとする者は、次に掲げる事項を記載した届出書又は書類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 届出等に係る工場又は事業所の名称及び所在地
三 第8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3条第1項第6号に掲げる事項（研究開発段階発電用原子炉（核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和32年政令第324号）第1条に規定する研究開発段階発電用原子炉をいう。以下同じ。）に係る者にあっては、第16条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3条第1項第6号に掲げる事項）
四 新実用炉規則第3条第1項第7号イ及びロに掲げる事項（研究開発段階発電用原子炉に係る者にあっては、新研開炉規則第3条第1項第7号イ及びロに掲げる事項）
2 第1項の届出書又は書類には、新実用炉規則第3条第2項第9号及び第10号に掲げる書類（研究開発段階発電用原子炉に係る者にあっては、新研開炉規則第3条第2項第9号及び第10号に掲げる書類）を添付しなければならない。
第3条 この規則の施行の際既に施設し、又は施設に着手した工事であって、この規則の施行により設置法附則第17条の規定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（昭和32年法律第166号。以下「第4号新規制法」という。）第43条の3の9第1項又は第43条の3の10第1項の規定に該当するもの（設置法附則第41条の規定による改正前の電気事業法（昭和39年法律第170号。以下「旧電気事業法」という。）第47条第1項又は第48条第1項の規定に該当するものを除く。）については、第4号新規制法第43条の3の9第1項又は第43条の3の10第1項の規定にかかわらず、当該各条の規定による認可又は届出を要しない。
第4条 この規則の施行前に原子力発電工作物の保安に関する省令（平成24年経済産業省令第69号。以下「原子力保安省令」という。）第20条第4項、第27条第4項、第31条第4項又は第56条第4項の規定によりされた研究開発段階発電用原子炉に係る発電用原子炉施設（第4号新規制法第43条の3の5第2項第5号に規定する発電用原子炉施設をいう。以下同じ。）以外の発電用原子炉施設である原子力発電工作物（旧電気事業法第106条第1項に規定する原子力発電工作物をいう。以下同じ。）に係る連絡は、それぞれ新実用炉規則第19条第4項、第28条第4項、第33条第4項又は第51条第4項の規定による当該原子力発電工作物である発電用原子炉施設に係る通知とみなす。
2 この規則の施行前に原子力保安省令第20条第4項、第27条第4項又は第56条第4項の規定によりされた研究開発段階発電用原子炉に係る発電用原子炉施設である原子力発電工作物に係る連絡は、それぞれ新研開炉規則第19条第4項、第28条第4項又は第47条第4項の規定による当該原子力発電工作物である発電用原子炉施設に係る通知とみなす。
第5条 新実用炉規則第31条第3項の規定の輸入燃料体検査申請書を提出して第4号新規制法第43条の3の12第4項の検査を受けるべき燃料体（同条第1項に規定する燃料体をいう。）に係る燃料材（新実用炉規則第3条第1項第2号ハ（2）（i）に規定する燃料材をいう。）の成形加工を平成15年10月1日前に開始しているものに関する新実用炉規則第31条第3項の表第1号の上欄の規定の適用については、同表第1号の上欄中「ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料材の成形加工に着手する1月前」とあるのは、「燃料体の本邦への輸送を開始する1月前」とし、同表第1号の下欄中「前項各号に掲げる書類。この場合において、同項第5号中「結果」とあるのは「計画」と、同項第6号中「品質保証」とあるのは「品質保証の計画」と読み替えるものとする。」とあるのは、「前項各号に掲げる書類」とする。
第6条 この規則の施行の際現に溶接をし、又は溶接を完了した原子炉容器等（第4号新規制法第43条の3の13第1項に規定する原子炉容器等をいい、旧電気事業法第52条第1項の規定に該当するものを除く。以下同じ。）であって輸入したもの以外のもの若しくはこの規則の施行前に輸入した原子炉容器等については、第4号新規制法第43条の3の13第1項の規定にかかわらず、同項の規定による検査をすることを要しない。
第7条 この規則の施行前に旧電気事業法第42条第1項又は第2項の規定により届け出られた保安規程（原子力保安省令第4条第3項各号に掲げる事項に関するものに限る。）は、新実用炉規則第46条第1項の規定により提出された同条第2項第3号から第5号までに掲げる書類とみなす。
第8条 この規則の施行の際現に特定重要電気工作物（旧電気事業法第54条第1項に規定する特定重要電気工作物をいう。）のうち原子力発電工作物であるものである特定重要発電用原子炉施設（第4号新規制法第43条の3の15第1項に規定する特定重要発電用原子炉施設をいう。）がこの規則の施行後最初に受けるべき同項の検査に係る検査時期に関する新実用炉規則第48条第1項の規定の適用については、同項ただし書中「施設定期検査」とあるのは「原子力規制委員会設置法（平成24年法律第47号）附則第41号の規定による改正前の電気事業法（昭和39年法律第170号）第54条第1項の検査（以下「旧定期検査」という。）」と、同項の表中「施設定期検査」とあるのは「旧定期検査」とする。
第9条 平成26年3月31日までの間は、新実用炉規則第48条第1項の表第3号下欄中「24月」とあるのは「18月」と読み替えるものとする。
第10条 この規則の施行前に第8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（以下「旧実用炉規則」という。）第11条の2第1項の規定により策定された旧発電用原子炉（設置法附則第17条の規定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（以下「第4号旧規制法」という。）第2条第5項に規定する発電用原子炉をいう。以下同じ。）に係る原子炉施設（第4号旧規制法第23条第2項第5号に規定する原子炉施設をいう。以下同じ。）についての保守管理に関する方針は、新実用炉規則第82条第1項の規定により策定された当該旧発電用原子炉に係る発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針とみなす。
2 この規則の施行前に旧実用炉規則第11条の2第2項の規定により策定された旧発電用原子炉に係る原子炉施設についての保守管理に関する方針（同項の規定により旧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策定されたものに限る。）は、新実用炉規則第82条第2項の規定により策定された当該旧発電用原子炉に係る発電用原子炉施設についての保守管理に関する方針とみなす。
3 設置法附則第25条第2項の規定の適用を受ける既設発電用原子炉（同条第1項に規定する既設発電用原子炉をいう。以下同じ。）に係る発電用原子炉施設についての新実用炉規則第82条第2項の規定の適用については、同項中「次の各号に掲げる場合の区分に応じ、当該各号に定める期間」とあるのは「10年間」とする。ただし、次項の規定による保安規定の変更の認可の申請に係る既設発電用原子炉については、当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分のあった日以後においては、この限りでない。
4 設置法附則第25条第2項の規定の適用を受ける既設発電用原子炉を設置している者は、当該既設発電用原子炉が新規制法第43条の3の31第2項の規定による認可を受けた場合であって、当該認可を受けた延長する期間が10年を超える場合には、設置法附則第1条第4号に掲げる規定の施行の日から起算して3年を経過する日までに新規制法第43条の3の24第1項に規定する保安規定の変更の認可（新実用炉規則第92条第1項第25号に掲げる事項のうち当該既設発電用原子炉に係る発電用原子炉施設についての長期保守管理方針の変更に係るものに限る。）を申請しなければならない。
第11条 この規則の施行の際現に設置法附則第22条第1項の規定により第4号新規制法第43条の3の24第1項の規定によりされた認可とみなされた第4号旧規制法第37条第1項の規定による認可を受けている者（以下「保安規定認可者」という。）は、平成25年10月7日までに第4号新規制法第43条の3の24第1項に規定する保安規定の変更の認可（新実用炉規則第92条第1項第6号、第7号及び第25号若しくは同条第3項第23号又は新研開炉規則第87条第1項第6号、第7号及び第25号若しくは同条第3項第23号に掲げる事項に係るものに限る。）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保安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92条第1項第6号、第7号、第25号及び同条第3項第23号並びに新研開炉規則第87条第1項第6号、第7号、第25号及び同条第3項第23号の規定にかかわらず、なお従前の例による。
第12条 保安規定認可者は、この規則の施行後最初にする第4号新規制法第43条の3の8第1項の規定による変更の許可（第4号新規制法第43条の3の5第2項第5号及び第10号に掲げる事項のうち実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成25年原子力規制委員会規則第5号。以下「実用炉設置許可基準規則」という。）第8条及び第9条並びに第3章の規定又は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8条及び第9条並びに第3章の規定に適合するために必要な事項の変更に係るものに限る。）の申請と同時に第4号新規制法第43条の3の24第1項に規定する保安規定の変更の認可（新実用炉規則第92条第1項第20号から第23号まで若しくは同条第3項第17号から第20号まで又は新研開炉規則第87条第1項第20号から第23号まで若しくは同条第3項第17号から第20号までに掲げる事項に係るものに限る。）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保安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83条から第86条まで、第92条第1項第20号から第23号まで、同条第3項第17号から第20号まで並びに第95条第1項及び第2項並びに新研開炉規則第78条から第81条まで、第87条第1項第20号から第23号まで、同条第3項第17号から第20号まで並びに第90条第1項及び第2項の規定にかかわらず、なお従前の例による。
第13条 この規則の施行の際現に設置法附則第22条第1項の規定により第4号新規制法第43条の3の27第1項の規定によりされた認可とみなされた第4号旧規制法第43条の2第1項の規定による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、新実用炉規則第91条第2項第16号の規定は、平成25年12月27日までは適用しない。この場合において、核物質防護規定認可者は、平成25年9月26日までに第4号新規制法第43条の3の27第1項に規定する核物質防護規定の変更の認可（新実用炉規則第96条第1項第7号に掲げる事項に係るものに限る。）を申請しなければならない。
2 核物質防護規定認可者については、新研開炉規則第86条第2項第16号の規定は、平成26年3月28日までは適用しない。この場合において、核物質防護規定認可者は、平成25年12月27日までに第4号新規制法第43条の3の27第1項に規定する核物質防護規定の変更の認可（新研開炉規則第91条第1項第7号に掲げる事項に係るものに限る。）を申請しなければならない。
第14条 核物質防護規定認可者は、この規則の施行後最初にする第4号新規制法第43条の3の8第1項の規定による変更の許可（第4号新規制法第43条の3の5第2項第5号及び第10号に掲げる事項のうち実用炉設置許可基準規則第42条又は研開炉設置許可基準規則第42条の規定に適合するために必要な事項の変更に係るものに限る。）の申請と同時に第4号新規制法第43条の3の27第1項に規定する核物質防護規定の変更の認可（新実用炉規則第96条第1項第8号又は新研開炉規則第91条第1項第8号に掲げる事項に係るものに限る。）を申請しなければならない。
2 前項の規定によ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13号、同項第17号及び第96条第1項第8号の規定並びに新研開炉規則第86条第2項第13号、同項第17号及び第91条第1項第8号の規定にかかわらず、なお従前の例による。
第15条 この規則の施行前に原子力保安省令の規定によってした処分、手続その他の行為であって、新実用炉規則又は新研開炉規則に相当の規定があるものは、この附則に別段の定めがあるものを除き、新実用炉規則又は新研開炉規則の相当の規定によってしたものとみなす。
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。
（経過措置）
第14条 第10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（以下「旧実用炉規則」という。）第67条第1項及び第7項（同項の表第11号に掲げる事項に係る部分に限る。）並びに第77条の規定の適用については、施行日以後初めて第5号新規制法第43条の3の29第3項の規定による届出をするまでの間は、なおその効力を有する。
2 第5号新規制法第43条の3の29第3項に基づく届出の日前に第5号旧規制法第43条の3の21の規定により記録した旧実用炉規則第67条第1項の表の上欄に掲げる事項（同項の表第11号に係る部分に限る。）の保存については、なお従前の例による。
第15条 この規則の施行の際現に設置法附則第30条第1項の規定により第5号新規制法第43条の3の5第1項の規定によりされた許可とみなされた第5号旧規制法第43条の3の5第1項の規定による許可を受けている者がこの規則の施行後最初にするべき第5号新規制法第43条の3の29第1項の規定による評価に係る同項に規定する原子力規制委員会で定める時期は、第10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99条の3の規定にかかわらず、この規則の施行後最初に行う施設定期検査の次の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。
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8月10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29年1月1日から施行する。ただし、附則第3条の規定は、公布の日から施行する。
（経過措置）
第2条 この規則の施行前に施設に着手した工事であって、この規則の施行により新たに核原料物質、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9第1項又は法第43条の3の10第1項の規定に該当するものを行っている者は、この規則の施行後においても引き続きその工事を行うことができる。
第3条 法第43条の3の9第1項若しくは第2項の規定による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又は添付すべき書類については、この規則の施行前においても、この規則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。）別表第2の規定の例によることができる。
（書類の提出）
第4条 次に掲げる工事の計画であって、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成25年原子力規制委員会規則第6号）第11条及び第12条並びに第3章の規定に適合していると認められたもの（新実用炉規則別表第2の規定の例によるものを除く。）については、この規則の施行後、遅滞なく、新実用炉規則別表第2の規定の例により、新実用炉規則第9条第1項第2号又は第12条第1項第2号に掲げる工事計画に関する書類を作成し、及び必要な書類を添付して、原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 この規則の施行前に法第43条の3の9第1項又は第2項の規定による認可を受けた工事の計画
二 この規則の施行前に法第43条の3の10第1項の規定による届出が受理された日から30日（法第43条の3の10第3項の規定により同条第2項に規定する期間が短縮された場合又は同条第5項の規定により同条第2項に規定する期間が延長された場合にあっては、当該短縮又は延長後の期間）を経過した工事の計画
附則 （平成28年9月21日原子力規制委員会規則第10号）
（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。
5 この規則の施行の際現に法第64条の3第1項の規定による実施計画の認可を受けている者（以下「実施計画認可者」という。）については、同条第2項による実施計画の変更の認可を、この規則による改正後の東京電力株式会社福島第1原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則（以下「新東京電力福島第1原子炉施設規則」という。）第17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号に掲げる措置に係るものについては平成29年3月31日までに、同項第1号に掲げる措置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。
6 前項の規定により新東京電力福島第1原子炉施設規則第17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号に掲げる措置に係る実施計画の変更の認可を申請した実施計画認可者については、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、これらの規定は適用しない。
7 この規則による改正前の東京電力株式会社福島第1原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則（以下「旧東京電力福島第1原子炉施設規則」という。）第17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同項第27号の規定により行った業務上知り得る者の指定は、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年を経過する日までの間は、それぞれ新東京電力福島第1原子炉施設規則第17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。
8 第5項の規定により新東京電力福島第1原子炉施設規則第17条第2項第1号に掲げる措置に係る実施計画の変更の認可を申請した実施計画認可者については、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、同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8月7日原子力規制委員会規則第11号）
この規則は、公布の日から施行する。
附則 （平成29年9月28日原子力規制委員会規則第14号）
この規則は、公布の日から施行する。
附則 （平成29年12月14日原子力規制委員会規則第16号）
（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24第1項の規定による認可を受けている者に対するこの規則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84条の2並びに第92条第1項第21号の2及び同条第3項第18号の2の規定の適用については、平成30年12月31日まで（この規則の施行の際現に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12条第1項の規定による保安規定の変更の認可を申請している者で平成30年12月31日までに当該申請に係る認可又は認可の拒否の処分を受けていないものにあっては、当該処分がされる日まで）の間は、なお従前の例による。ただし、この間に行われる法第43条の3の24第1項の規定による認可（新実用炉規則第92条第1項第21号の2又は同条第3項第18号の2に掲げる事項に係るものに限る。）については、この限りでない。
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 （平成31年4月2日原子力規制委員会規則第5号）
この規則は、公布の日から施行する。
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 |
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一 設置の工事
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発電用原子炉の設置 | |
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二 変更の工事
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（一） 発電用原子炉の基数の増加
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発電用原子炉の基数の増加の工事 | |
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（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
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1 原子炉本体
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1 沸騰水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、反応度係数又は減速材の変更を伴うもの
（2） 炉心に係るもの
（3） 反射材
（4） 原子炉圧力容器本体（監視試験片を除く。）
（5） 原子炉圧力容器支持構造物に係るもの
（6） 原子炉圧力容器付属構造物に係るもの
（7） 原子炉圧力容器内部構造物（スパージャ若しくは内部配管又は中性子束計測案内管に限る。）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
2 加圧水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、反応度係数又は減速材の変更を伴うもの
（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 沸騰水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、原子炉圧力容器内部構造物に係るもの
2 沸騰水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） 原子炉圧力容器本体（監視試験片を除く。）又は原子炉圧力容器付属構造物（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）に係るものの取替え
（2） 炉心（炉心支持構造物に限る。）、原子炉圧力容器本体（監視試験片を除く。）、原子炉圧力容器支持構造物、原子炉圧力容器付属構造物又は原子炉圧力容器内部構造物（スパージャ若しくは内部配管又は中性子束計測案内管に限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 加圧水型発電用原子炉施設に係るものの改造であって、熱遮蔽材に係るもの
4 加圧水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。）又は原子炉容器付属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
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2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
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1 沸騰水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） 燃料取扱設備に係るもの
（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（制御棒貯蔵ラック、制御棒貯蔵ハンガ及び使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監視する装置を除く。）に係るもの
（4） 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係るもの
（5） 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
2 加圧水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） 燃料取扱設備（使用済燃料を取り扱うものに限る。）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（使用済燃料貯蔵用容器の密封性を監視する装置を除く。）に係るもの
（4） 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係るもの
（5） 燃料取替用水設備に係るもの
（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
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1 沸騰水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、新燃料貯蔵設備（仮貯蔵庫を除く。）又は使用済燃料貯蔵設備に係るもの
2 沸騰水型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、燃料取扱設備、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、使用済燃料運搬用容器ピット、使用済燃料貯蔵ラック、破損燃料貯蔵ラック又は使用済燃料貯蔵用容器に限る。）又は使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 加圧水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、燃料取扱設備、新燃料貯蔵設備又は使用済燃料貯蔵設備に係るもの
4 加圧水型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、燃料取扱設備（使用済燃料を取り扱うものに限る。）、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、使用済燃料運搬用容器ピット、使用済燃料貯蔵ラック、破損燃料貯蔵ラック又は使用済燃料貯蔵用容器に限る。）、使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備又は燃料取替用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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3 原子炉冷却系統施設
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1 沸騰水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の改造を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 原子炉冷却材の種類又は純度の変更を伴うもの
（2） 原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力又は温度の変更を伴うもの
（3） 原子炉圧力容器本体の炉心の原子炉冷却材の流量又は蒸気の発生量の変更を伴うもの
（4） 原子炉冷却材再循環設備に係るもの
（5） 原子炉冷却材の循環設備（原子炉冷却材圧力バウンダリ又は主蒸気系に係るものに限る。）に係るもの
（6） 残留熱除去設備に係るもの
（7） 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係るもの
（8） 原子炉冷却材補給設備（原子炉隔離時冷却系に係るものに限る。）に係るもの
（9） 原子炉補機冷却設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（10） 原子炉冷却材浄化設備に係るもの
（11） 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）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
2 加圧水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の改造を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 1次冷却材の種類又は純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次冷却材の圧力又は温度の変更を伴うもの
（3） 原子炉容器本体の炉心の1次冷却材の流量の変更を伴うもの
（4） 加圧器の圧力の変更を伴うもの
（5） 1次冷却材の循環設備に係るもの
（6） 主蒸気・主給水設備に係るもの
（7） 余熱除去設備に係るもの
（8） 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係るもの
（9） 化学体積制御設備に係るもの
（10） 原子炉補機冷却設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（11） 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）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
3 蒸気タービンに係るものの改造であって、次に掲げるもの
（1） 給水ポンプ（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）又は貯水設備（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）に係るもの
（2） 主配管（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）に係るもの
（3） 蒸気タービンの基本設計方針、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
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1 沸騰水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の改造及び中欄に掲げるものを除く。）であって、原子炉冷却材の循環設備（ポンプにあっては、給水ポンプに限る。）、原子炉冷却材補給設備（ポンプを除く。）、原子炉補機冷却設備（ポンプを除く。）又は原子炉格納容器内の原子炉冷却材の漏えいを監視する装置に係るもの
2 沸騰水型発電用原子炉施設に係るものの修理（蒸気タービンに係るものの修理を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 原子炉冷却材再循環設備、原子炉冷却材の循環設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限り、安全弁及び逃がし弁を除く。）、残留熱除去設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）、非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）、原子炉冷却材補給設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）又は原子炉冷却材浄化設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）に係るものの取替え
（2） 原子炉冷却材再循環設備、原子炉冷却材の循環設備（原子炉冷却材圧力バウンダリ又は主蒸気系に係るものに限る。）、残留熱除去設備、非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備、原子炉冷却材補給設備（原子炉隔離時冷却系に係るものに限る。）、原子炉補機冷却設備（非常用のものに限る。）又は原子炉冷却材浄化設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 加圧水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の改造及び中欄に掲げるものを除く。）であって、原子炉補機冷却設備（主要弁を除く。）又は原子炉格納容器内の1次冷却材の漏えいを監視する装置に係るもの
4 加圧水型発電用原子炉施設に係るものの修理（蒸気タービンに係るものの修理を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 1次冷却材の循環設備、余熱除去設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）、非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）又は化学体積制御設備（原子炉冷却材圧力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、主蒸気・主給水設備、余熱除去設備、非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備、化学体積制御設備又は原子炉補機冷却設備（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 蒸気タービンに係るものの修理であって、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。）
（2） 給水ポンプ（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）、貯水設備（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）又は主配管（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって、補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものに限る。）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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4 計測制御系統施設
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1 沸騰水型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の改造を除く。）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） 制御材駆動装置（非常用のものに限る。）に係るもの
（4） ほう酸水注入設備に係るもの
（5） 計測装置（非常用のものに限る。）に係るもの
（6） 原子炉非常停止信号の変更を伴うもの
（7） 工学的安全施設その他重大事故等発生時に自動的に作動させる設備（以下この表及び別表第2において「工学的安全施設等」という。）の起動信号の変更を伴うもの
（8） 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、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
2 加圧水型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の改造を除く。）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（制御棒又はほう酸に限る。）に係るもの
（3） 制御棒駆動装置
（4） ほう酸注入機能を有する設備（非常用のものに限る。）に係るもの
（5） ほう素熱再生設備に係るもの
（6） 計測装置（非常用のものに限る。）に係るもの
（7） 原子炉非常停止信号の変更を伴うもの
（8） 工学的安全施設等の作動信号の変更を伴うもの
（9） 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
（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、適用基準又は適用規格の変更を伴うもの
3 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
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1 沸騰水型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の改造及び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） 制御材駆動装置、計測装置、制御用空気設備又は原子炉冷却材再循環ポンプ電源装置に係るもの
2 沸騰水型発電用原子炉施設に係るものの修理（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の修理を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） ほう酸水注入設備（原子炉冷却材圧力バウンダリに係るものに限る。）に係るものの取替え
（2） 制御材駆動装置（非常用のものに限る。）又はほう酸水注入設備に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 加圧水型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の改造及び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） 制御材、ほう酸注入機能を有する設備（ポンプを除く。）、計測装置又は制御用空気設備に係るもの
4 加圧水型発電用原子炉施設に係るものの修理（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の修理を除く。）であって、次に掲げるもの
（1） 制御棒駆動装置（原子炉冷却材圧力バウンダリに係る制御棒駆動装置ハウジングに限る。）の取替え
（2） 制御棒駆動装置、ほう酸注入機能を有する設備（非常用のものに限る。）、ほう素熱再生設備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
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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
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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 沸騰水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） 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
（4） 生体遮蔽装置（1次遮蔽、2次遮蔽、中央制御室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
（5） 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
2 加圧水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） 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
（4） 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
（5） 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 沸騰水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、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、移動式周辺モニタリング設備又は生体遮蔽装置に係るもの
2 沸騰水型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、換気設備（非常用のものに限る。）又は生体遮蔽装置（1次遮蔽、2次遮蔽、中央制御室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
3 加圧水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、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、移動式周辺モニタリング設備又は生体遮蔽装置に係るもの
4 加圧水型発電用原子炉施設に係るものの修理であって、換気設備（非常用のものに限る。）又は生体遮蔽装置（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
5 黒鉛減速炭酸ガス冷却型発電用原子炉施設（発電用原子炉施設（減速材として黒鉛を使用し、冷却材として炭酸ガスを使用する原子炉に係るものに限る。）をいう。以下同じ。）（ただし、廃止措置対象施設内に核燃料物質が存在しない場合に限る。）に係るものの改造であって、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、移動式周辺モニタリング設備に係るもの
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7 原子炉格納施設
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1 沸騰水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） 原子炉建屋に係るもの
（3） 圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器調気設備にあっては、原子炉格納容器バウンダリに係るものに限る。）に係るもの
（4） 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
2 加圧水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もの
（4） 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 沸騰水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、圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器調気設備に限る。）に係るもの
2 沸騰水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、原子炉建屋又は圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器調気設備にあっては、原子炉格納容器バウンダリに係るものに限る。）に係るものの性能又は強度に影響を及ぼすもの
3 加圧水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次格納施設又は圧力低減設備その他の安全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。）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 遮断機であって、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） 燃料設備（貯蔵槽又は容器に限る。）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、燃料設備（貯蔵槽又は容器に限る。）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） 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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| 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。以下同じ。）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 発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書 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、個数、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 クラス1機器（技術基準規則第2条第2項第33号ロに規定するクラス1機器をいう。）及び炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明書（クラス1機器にあっては、支持構造物を含めて記載すること。） 安全設備（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（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 |
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| 原子炉本体 |
沸騰水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（減速材温度係数、燃料棒温度係数、減速材ボイド係数及び出力反応度係数）並びに減速材の名称、種類及び組成
2 炉心に係る次の事項
（1） 炉心形状（チャンネルボックスの主要寸法及び材料を付記すること。）、格子形状、燃料集合体数、炉心有効高さ及び炉心等価直径
（2） 燃料材の種類、燃料集合体平均濃縮度又は富化度（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
（3） 燃料材の最高温度
（4） 熱的制限値（最小限界出力比及び最大線出力密度）
（5） 炉心支持構造物に係る次の事項
イ 炉心シュラウド及びシュラウドサポートの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 上部格子板の名称、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
ニ 燃料支持金具の名称、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 制御棒案内管の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
3 反射材の名称、種類及び組成
4 原子炉圧力容器に係る次の事項
（1） 原子炉圧力容器本体の名称、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） 原子炉圧力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） 原子炉圧力容器付属構造物に係る次の事項
イ 原子炉圧力容器スタビライザの名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ロ 原子炉格納容器スタビライザの名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ハ 中性子束計測ハウジングの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ニ 制御棒駆動機構ハウジングの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ホ 制御棒駆動機構ハウジング支持金具の名称、種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ヘ 原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング（改良型沸騰水型発電用原子炉施設に係るものに限る。）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 ジェットポンプ計測管貫通部シールの名称、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 差圧検出・ほう酸水注入配管の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
リ 主蒸気流量制限器（改良型沸騰水型発電用原子炉施設に係るものに限る。）の名称、種類、制限流量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（4） 原子炉圧力容器内部構造物に係る次の事項
イ 蒸気乾燥器の蒸気乾燥器ユニット及び蒸気乾燥器ハウジングの名称、種類、主要寸法、材料及び個数
ロ 気水分離器及びスタンドパイプの名称、種類、主要寸法、材料及び個数
ハ シュラウドヘッドの名称、種類、主要寸法、材料及び個数
ニ ジェットポンプの名称、種類、主要寸法、材料及び個数
ホ スパージャ及び内部配管の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
ヘ 中性子束計測案内管の名称、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
加圧水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（減速材温度係数、ドップラ係数、ボイド係数及び圧力係数）並びに減速材の名称、種類及び組成
2 炉心に係る次の事項
（1） 炉心形状、燃料集合体数、炉心有効高さ及び炉心等価直径
（2） 燃料材の種類、燃料材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
（3） 燃料材の最高温度
（4） 核的・熱的制限値（制御棒クラスタ落下時の制御棒価値及び核的エンタルピー上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の制御棒価値及び熱流束熱水路係数、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、最大反応度添加率並びに通常運転時の最小限界熱流束比）
（5） 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 上部炉心板の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ニ 上部炉心支持柱の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ホ 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
ヘ 下部炉心板の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
ト 下部炉心支持柱の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
3 反射材の名称、種類、組成、主要寸法、材料及び個数
4 熱遮蔽材の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
5 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 原子炉容器蓋管台の名称、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 炉内計装筒の名称、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制御棒クラスタ案内管の名称、種類、主要寸法、材料及び個数
6 原子炉本体の基本設計方針、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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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（圧力）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 |
沸騰水型発電用原子炉施設に係るものにあっては、次の事項 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り扱う機器の名称、種類、容量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（2） 原子炉ウェルの名称、種類、主要寸法及び材料
（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） 破損燃料貯蔵ラックの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（5） 制御棒貯蔵ラックの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（6） 制御棒貯蔵ハンガの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（7） 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
（8） 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、取付箇所及び個数
（9） 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、取付箇所及び個数
4 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化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） スキマサージ槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（6） 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。）
（7） 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。）
（8） 主配管（スプレイヘッダを含む。）の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
5 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
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
加圧水型発電用原子炉施設に係るものにあっては、次の事項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り扱う機器の名称、種類、容量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（2） 原子炉キャビティ及び燃料取替キャナルの名称、種類、主要寸法及び材料
（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） 破損燃料貯蔵ラックの名称、種類、容量、主要寸法、材料及び個数
（5） 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
（6） 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、取付箇所及び個数
（7） 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、取付箇所及び個数
4 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化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（スプレイヘッダを含む。）の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
5 燃料取替用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、個数及び取付箇所
（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
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、新燃料貯蔵設備及び使用済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 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書 使用済燃料運搬用容器、使用済燃料貯蔵槽及び使用済燃料貯蔵用容器の冷却能力に関する説明書 使用済燃料貯蔵槽の水深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 兼用キャスクにあっては、外運搬規則第21条第2項の規定による容器の設計に関する原子力規制委員会の承認を受けたことに関する説明書 |
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| 原子炉冷却系統施設 |
沸騰水型発電用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 原子炉冷却材の種類及び純度並びに原子炉圧力容器本体の入口及び出口の原子炉冷却材の圧力及び温度
2 原子炉圧力容器本体の炉心の原子炉冷却材の流量及び蒸気の発生量
3 原子炉冷却材再循環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、慣性定数又は回転速度半減時間、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（インターナルポンプにあっては、原動機の冷却方式及び定格回転速度を付記すること。）
（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
（3） 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
4 原子炉冷却材の循環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） 主蒸気流量制限器（改良型沸騰水型発電用原子炉施設に係るものを除く。）の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、制限流量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（6） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数（自動減圧機能を有する場合は、その個数を付記すること。）、取付箇所及び吹出場所
（7） 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（主蒸気隔離弁にあっては、閉止時間及び漏えい率を付記すること。）
（8） 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 残留熱除去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、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） 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。）
（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） 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。）
（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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（8） 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（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
（9） 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。）
（10） 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 非常用炉心冷却設備その他原子炉注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、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） 貯蔵槽の名称、種類、容量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所
（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、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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（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、個数及び取付箇所を付記すること。）
7 原子炉冷却材補給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
（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） 貯蔵槽の名称、種類、容量、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
8 原子炉補機冷却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、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） 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。）
（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） 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。）
（5） 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。）
（6） 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。）
（7） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（8） 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。）
（9） 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
（10） 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。）
（11） 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。）
9 原子炉冷却材浄化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） 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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（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
10 原子炉格納容器内の原子炉冷却材の漏えいを監視する装置の名称、種類、計測範囲、取付箇所及び個数
11 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
12 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
加圧水型発電用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 1次冷却材の種類及び純度並びに原子炉容器本体の入口及び出口の1次冷却材の圧力及び温度
2 原子炉容器本体の炉心の1次冷却材の流量
3 加圧器の圧力
4 1次冷却材の循環設備に係る次の事項
（1） 蒸気発生器（主蒸気流量制限器がある場合はその旨を記載すること。）の名称、種類、容量、最高使用圧力（1次側、2次側、管板及び伝熱管の別に記載すること。）、最高使用温度（1次側、2次側、管板及び伝熱管の別に記載すること。）、加熱面積、伝熱管の本数、主要寸法、材料及び個数並びに伝熱管振止め金具の種類、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、慣性モーメント、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） 加圧器（スプレイがある場合はその旨を記載すること。）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） 加圧器ヒータの名称、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（比例ヒータ及び後備ヒータの別に記載すること。）
（5） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所及び吹出場所
（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（加圧器逃がし弁にあっては、吹出圧力及び吹出量を付記すること。）
（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
5 主蒸気・主給水設備に係る次の事項
（1） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（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（主蒸気逃がし弁にあっては、吹出圧力及び吹出量を付記すること。）
（3） 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 余熱除去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、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） 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。）
（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） 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。）
（5） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（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、個数及び取付箇所を付記すること。）
（8） 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。）
（9） 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。）
7 非常用炉心冷却設備その他原子炉注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、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） 貯蔵槽（格納容器再循環サンプを含む。）の名称、種類、容量、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、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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（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、個数及び取付箇所を付記すること。）
8 化学体積制御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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（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
9 原子炉補機冷却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、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） 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。）
（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） 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。）
（5） 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。）
（6） 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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（8） 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。）
（9） 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
（10） 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。）
（11） 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。）
10 原子炉格納容器内の1次冷却材の漏えいを監視する装置の名称、種類、計測範囲、取付箇所及び個数
11 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の基本設計方針、適用基準及び適用規格
12 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
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（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものにあっては、名称、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、個数及び取付箇所を常設及び可搬型の別に記載すること。）、原動機の種類及び出力（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものにあっては、個数及び取付箇所を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（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものにあっては、名称、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び取付箇所を常設及び可搬型の別に記載すること。）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（加圧水型発電用原子炉施設に係るものであって補助給水設備その他重大事故等に対処するためのものにあっては、常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び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 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書 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。） 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 |
沸騰水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、ほう酸水注入の制御方式、発電用原子炉の圧力の制御方式、発電用原子炉の水位の制御方式及び安全保護系等の制御方式（2） 発電用原子炉の制御方法
制御棒の位置の制御方法、原子炉再循環流量の制御方法、ほう酸水注入設備の制御方法、発電用原子炉の圧力の制御方法、給水の制御方法及び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、最大反応度価値（制御棒グループごとに引抜く場合は、グループ及び1本の別に記載すること。）、主要寸法、個数及び落下速度
（2） ほう酸水の名称、種類、組成、反応度制御能力、停止余裕、負の反応度添加率及び貯蔵量
3 制御材駆動装置に係る次の事項
（1） 制御棒駆動機構の名称、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、駆動速度及び挿入時間並びに電動駆動の場合にあっては原動機の種類、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） 制御棒駆動水圧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 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
4 ほう酸水注入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） 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） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（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、個数及び取付箇所を付記すること。）
5 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） 起動領域計測装置（中性子源領域計測装置、中間領域計測装置）及び出力領域計測装置の名称、検出器の種類、計測範囲、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（2） 原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力、温度又は流量（代替注水の流量を含む。）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） 原子炉圧力容器本体内の圧力又は水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） 原子炉格納容器本体内の圧力、温度、酸素ガス濃度又は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） 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る容器内又は貯蔵槽内の水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。）
（6） 原子炉冷却材浄化設備に係る原子炉冷却材の水質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） 原子炉冷却材再循環流量（改良型沸騰水型発電用原子炉施設に係るものにあっては、炉心流量）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。）
（8） 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。）
（9） 制御棒駆動水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。）
（10） 原子炉格納容器本体への冷却材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。）
（11） 原子炉格納容器本体の水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。）
（12） 原子炉建屋内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。）
6 原子炉非常停止信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）、原子炉非常停止に要する信号の個数及び設定値並びに原子炉非常停止信号を発信させない条件
7 工学的安全施設等の起動信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）、工学的安全施設等の起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起動信号を発信させない条件
8 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
9 原子炉冷却材再循環ポンプ電源装置に係る次の事項
（1） 原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置の名称、種類、容量、主要寸法、電圧、相、周波数、個数及び取付箇所（電圧、相及び周波数は入力及び出力の別に記載すること。）
（2） 原子炉冷却材再循環ポンプMGセットの名称、発電機の種類、容量、主要寸法、回転速度及び個数並びに原動機の種類、容量、主要寸法、電圧、個数及び取付箇所（可変流体継手を有する場合は、種類、出力、すくい管速度及び個数を記載すること。）
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
加圧水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、加圧器の圧力、加圧器の水位の制御方式及び安全保護系等の制御方式（2） 発電用原子炉の制御方法
制御棒の位置の制御方法（1次冷却材の温度の制御を含む。）、1次冷却材のほう素濃度の制御方法、加圧器の圧力、加圧器の水位の制御方法及び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） ほう酸の名称、種類、組成、反応度制御能力、停止余裕、貯蔵量、負の反応度添加率及び出力運転時のほう素濃度
（3） バーナブルポイズンの名称、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、駆動速度及び挿入時間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 ほう酸注入機能を有する設備に係る次の事項
（1） ポンプの名称、種類、容量又は注入速度、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） 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） 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。）
（4） 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
（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（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
5 ほう素熱再生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） 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 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） 中性子源領域計測装置、中間領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、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）
（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（代替注水の流量を含む。）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圧力又は水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） 加圧器内の圧力又は水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。）
（5） 原子炉格納容器本体内の圧力、温度又は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。）
（6） 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る容器内又は貯蔵槽内の水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。）
（7） 原子炉補機冷却設備に係る容器内の圧力又は水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。）
（8） 蒸気タービンの附属設備に係る貯水設備内の圧力又は水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。）
（9） 蒸気発生器内の水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。）
（10） 主蒸気の圧力、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。）
（11） 補助給水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（常設び可搬型の別に記載すること。）
（12） ほう酸注入機能を有する設備に係る容器内の水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。）
（13） 原子炉格納容器本体への冷却材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。）
（14） 原子炉格納容器本体の水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。）
（15） 圧力低減設備その他の安全設備に係る熱交換器の入口又は出口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。）
（16） 2次格納施設内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。）
7 原子炉非常停止信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）、原子炉非常停止に要する信号の個数及び設定値並びに原子炉非常停止信号を発信させない条件
8 工学的安全施設等の作動信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所（常設及び可搬型の別に記載すること。）、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、個数及び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 |
沸騰水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 主蒸気管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
ロ 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
ハ 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 使用済燃料貯蔵槽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
ホ 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） 容器（中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の加圧を目的として設置するものに限る。）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、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） 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
（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。）並びに設計上の空気の流入率
（5） 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
（6） 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 生体遮蔽装置（1次遮蔽、2次遮蔽、補助遮蔽、中央制御室遮蔽、原子炉遮蔽並びに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
4 放射線管理施設の基本設計方針、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
加圧水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 主蒸気管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
ロ 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
ハ 蒸気発生器ブローダウン水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
ニ 復水器排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
ホ 1次冷却材抽出水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
ヘ 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） 容器（中央制御室、緊急時制御室及び緊急時対策所の加圧を目的として設置するものに限る。）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、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） 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
（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。）並びに設計上の空気の流入率
（5） 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
（6） 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 生体遮蔽装置（1次遮蔽、2次遮蔽、補助遮蔽、中央制御室遮蔽、外部遮蔽並びに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
4 放射線管理施設の基本設計方針、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
黒鉛減速炭酸ガス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（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に限る。）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
（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（監視・記録の場所を付記すること。）及び個数
ロ 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（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、計測範囲及び個数
2 放射線管理施設の基本設計方針、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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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 |
沸騰水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（ドライウェル及びサプレッションプールの最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法及び材料を付記すること。）
（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及び電気配線貫通部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、主要寸法及び材料
2 原子炉建屋に係る次の事項
（1） 原子炉建屋原子炉棟の名称、種類、設計気密度、主要寸法、材料及び個数
（2） 機器搬出入口の名称、主要寸法及び個数
（3） エアロックの名称、主要寸法及び個数
（4） 原子炉建屋基礎スラブの名称、種類、主要寸法及び材料
3 圧力低減設備その他の安全設備に係る次の事項
（1） 真空破壊装置の名称、種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所
（2） ダイヤフラムフロアの名称、種類、設計差圧、主要寸法及び材料
（3） ダウンカマの名称、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） ベント管の名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（5） ベントヘッダの名称、種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数
（6） 原子炉格納容器安全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 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。）
ヘ 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
ト 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。）
チ 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
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（スプレイヘッダを含む。）の名称、最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料（常設及び可搬型の別に記載し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
ル 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。）
ヲ 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。）
（7） 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 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
ル 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
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 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。）
カ 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。）
ヨ 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。）
タ 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。）
（8） 原子炉格納容器調気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、材料及び個数
ロ 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、材料及び個数
ハ 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、材料及び個数
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
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
（9） 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、個数及び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 原子炉格納施設の基本設計方針、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
加圧水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及び電気配線貫通部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、主要寸法及び材料
2 2次格納施設に係る次の事項
（1） プレストレストコンクリート製格納容器に係るアニュラス区画構造物の名称、種類、設計負圧、設計温度、主要寸法及び材料
（2） 鋼製格納容器に係る次の事項
イ 外周コンクリート壁の名称、種類、主要寸法及び材料
ロ 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） ハイブリッド型格納容器に係る外周コンクリート壁の名称、種類、設計圧力、主要寸法及び材料
3 圧力低減設備その他の安全設備に係る次の事項
（1） 格納容器安全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 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。）
ヘ 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
ト 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。）
チ 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
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、個数及び取付箇所を付記すること。）
ル 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。）
ヲ 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。）
（2） アイスコンデンサ設備に係る次の事項
イ 上部、下部及びアイスコンデンサのコンパートメントの主要寸法及び材料
ロ 下部入口ドア、中間デッキドア及び上部デッキドアの主要寸法及び材料
ハ アイスバスケットの種類、主要寸法、材料及び個数
ニ エアリターンファンの名称、種類、容量、主要寸法及び個数
ホ 空気冷却ファンクーラの名称、種類、容量、主要寸法及び個数
ヘ ドレン管の主要寸法、材料及び個数
（3） 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
（4） 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 安全弁及び逃がし弁の名称、種類、吹出圧力、吹出量、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。）
ル 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、個数及び取付箇所を付記すること。）
ヲ 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。）
ワ 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。）
カ 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。）
ヨ 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。）
タ 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。）
（5） 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、材料及び個数及び取付箇所（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、個数及び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 原子炉格納施設の基本設計方針、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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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 圧力低減設備その他の安全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、個数及び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、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。）
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、個数及び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、個数並びに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、個数及び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（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 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） 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） 貯蔵槽の名称、種類、容量、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。）
（4） 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。）
（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、個数及び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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火災防護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（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 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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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、個数及び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（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 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） 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） 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
（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し、可搬型の場合は、個数及び取付箇所を付記すること。）
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（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 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（支持構造物を含めて記載すること。） 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（支持構造物を含めて記載すること。） 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107条、第108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。） |
| 特定兼用キャスク |
1 特定兼用キャスクの名称、種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法及び材料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 特定兼用キャスクの基本設計方針、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 自然現象による損傷の防止に関する説明書 耐震性に関する説明書 強度に関する説明書 構造図 容量、最高使用圧力及び最高使用温度の設定根拠に関する説明書 核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書 特定兼用キャスクの冷却能力に関する説明書 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 特定兼用キャスクが使用される条件の下における健全性に関する説明書 外運搬規則第21条第2項の規定による容器の設計に関する原子力規制委員会の承認を受けたことに関する説明書又は外運搬規則第6条若しくは第7条及び第11条に定める技術上の基準（容器に係るものに限る。）への適合性に関する説明書 第106条の型式設計特定機器を購入する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 |
| 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、主要寸法及び材料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106条の型式設計特定機器を購入する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、主要寸法及び個数（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106条の型式設計特定機器を購入する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106条の型式設計特定機器を購入する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、回転速度、燃料の種類及び使用量、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106条の型式設計特定機器を購入する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、周波数及び主要寸法（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106条の型式設計特定機器を購入する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、及び主要寸法（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106条の型式設計特定機器を購入する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64条関係）
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別表第2（第136条関係）
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別表第3（第138条関係）
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別表第4（第138条関係）
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別表第5（第138条関係）
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別表第6（第139条関係）
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