第１編（１号炉，２号炉，３号炉及び４号炉に係る保安措置）

第２章 品質保証（品質保証計画）
第３条
第２条に係る保安活動のための品質保証活動を実施するにあたり，以下のとおり品質保証計画を定める。
【品質保証計画】
1. 目的
本品質保証計画は，福島第一原子力発電所（以下「発電所」という。）の安全を達成・維持・向上させるため，「原子力発電所における安全のための品質保証規程(JEAC4111-2009)」（以下「JEAC4111」という。
）に基づく品質マネジメントシステムに，安全文化を醸成するための活動を行う仕組みを含めた，発電所における保安活動に係る品質マネジメントシス
テム（以下「品質マネジメントシステム」という。
）を確立し，実施し，評価確認し，継続的に改善することを目的とする。
2. 適用範囲
本品質保証計画は，発電所の保安活動に適用する。
3. 用語の定義
以下を除き JEAC4111 の定義に従う。
特定原子力施設：福島第一原子力発電所を構成する構築物，系統及び機器等の総称
原子力施設情報公開ライブラリー：原子力施設の事故又は故障等の情報並びに信頼性に関する情報を共有し活用することにより，事故及び故障等の未然防止を図ることを目的として，一般社団法人 原子力安全推進協会が運営するデータベースのことをいう。
（以下「ニューシア」という。
）
BWR 事業者協議会：国内 BWR プラントの安全性及び信頼性を向上させるために，電力会社とプラントメーカーとの間で情報を共有し，必要な技術的検討を行う協議会のことをいう。
（以下，本条において同じ。
）
4. 品質マネジメントシステム
4.1 一般要求事項(1) 第４条（保安に関する組織）に定める組織（以下「組織」という。）は，本品質保証計
画に従って，品質マネジメントシステムを確立し，文書化し，実施し，かつ，維持する。
また，その品質マネジメントシステムの有効性を継続的に改善する。

Ⅲ-1-2-1

(2) 組織は，次の事項を実施する。
a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセス及びそれらの組織への適用を「Z-21 原子力品質保証規程」に定める。
b) これらのプロセスの順序及び相互関係を図１のとおりとする。
c) これらのプロセスの運用及び管理のいずれもが効果的であることを確実にするために必要な判断基準及び方法を明確にする。
d) これらのプロセスの運用及び監視を支援するために必要な資源及び情報を利用できることを確実にする。
e) これらのプロセスを監視し，適用可能な場合には測定し，分析する。
f) これらのプロセスについて，計画どおりの結果を得るため，かつ，継続的改善を達成するために必要な処置をとる。
g) これらのプロセス及び組織を品質マネジメントシステムとの整合がとれたものにする。
h) 社会科学及び行動科学の知見を踏まえて，品質マネジメントシステムの運用を促進する。
(3) 組織は，品質マネジメントシステムの運用において，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（以下「重要度分類指針」という。）に基づく重要性を基本として，品質マネジメントシステム要求事項の適用の程度についてグレード分けを行う。また，これに基づき資源の適切な配分を行う。なお，グレード分けの決定に際しては，重要度分類指針に基づく重要性に加えて必要に応じて以下の事項を考慮する。
a) プロセス及び特定原子力施設の複雑性，独自性，又は斬新性の程度b) プロセス及び特定原子力施設の標準化の程度や記録のトレーサビリティの程度c) 検査又は試験による原子力安全に対する要求事項への適合性の検証可能性の程度
d) 作業又は製造プロセス，要員，要領，及び装置等に対する特別な管理や検査の必要性の程度
e) 運転開始後の特定原子力施設に対する保守，供用期間中検査及び取替えの難易度(4) 組織は，これらのプロセスを，本品質保証計画に従って運営管理する。
(5) 組織は，原子力安全の達成に影響を与えるプロセスをアウトソースすることを決めた
場合には，「7.4 調達」に従ってアウトソースしたプロセスの管理を確実にする。

Ⅲ-1-2-2

運営管理プロセス（4.，5．参照）
方針管理プロセス（5.参照）

6.3,6.4

参
照
）

6.2

8.2.2

4.2

参
照
）

監
査
プ
ロ
セ
ス
（

教 施
育 設
・ ，
環
訓 境
練 維
プ 持
ロ 管
セ 理
ス プ
（ ロ
セ
参 ス
照 （
）

資
源
の
運
用
管
理
プ
ロ
セ
ス

参
照
）

業務の計画及び実施プロセス（7．参照）
運転管理，
燃料管理，
放射性廃棄物管理，
放射線管理，
保守管理，
緊急時の措置，
廃止措置，
関係法令の遵守，
安全文化醸成活動の各プロセス

設
（計
管
理
参プ
照ロ
）セ
ス

調
（達
管
理
参プ
照ロ
）セ
ス
7.4

4.,5.

文
書
・
記
録
管
理
プ
ロ 参
セ 照
ス
（ ）

評
価
プ
ロ
内 セ
部 ス

7.3

運
営
管
理
プ
ロ
セ
ス
（

評価プロセス
監視及び測定，分析プロセス（8.2.1，8.2.3，8.2.4，8.4 参照）

改善プロセス（8.3，8.5.1，8.5.2，8.5.3 参照）

図１．品質マネジメントシステムにおけるプロセス間の相互関係

4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1 一般
品質マネジメントシステムの文書として以下の事項を含める。また，これらの文書体系を図２に，各マニュアルと各条文の関連を c)及び d)の表に示す。なお，記録は適正に作成する。
a) 文書化した，品質方針及び品質目標の表明
b) 原子力品質保証規程（Z-21）

Ⅲ-1-2-3c) JEAC4111 が要求する“文書化された手順”である以下の文書及び記録
第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の

名

称

文書番号

管理箇所

関連条項

4.2，7.2.2

4.2，7.2.2

文書及び記録管理基本マニュアル

DM-12

運営総括部

8.2.2，8.5.1

8.2.2，8.5.1

原子力品質監査基本マニュアル

AM-19

内部監査室

8.3，8.5.1,
8.5.2，8.5.3

8.3，8.5.1,
8.5.2，8.5.3

不適合管理及び是正処置・予防処置基本
マニュアル

DM-11

運営総括部

d) 組織内のプロセスの効果的な計画，運用及び管理を確実に実施するために，必要と決定した記録を含む文書①以下の文書
第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の
関連条項

名

文書
番号

称

5.4.1，
5.4.1，
セルフアセスメント実施基
8.2.3，8.4， 8.2.3，8.4，
本マニュアル
8.5.1
8.5.1

管理箇所

第3条以外の
関連条文

DM-17

運営総括部

第10条

保安管理基本マニュアル

DM-24

運営総括部

第6条～第9条の3

5.5.4

5.5.4

5.6，8.5.1

5.6，8.5.1

マネジメントレビュー実施
基本マニュアル

DM-18

運営総括部

6.2

6.2

教育及び訓練基本マニュア
ル

DM-20

運営総括部

第79条～第81条－

6.3，6.4， 6.3，6.4，
7.1，7.2.1， 7.1，7.2.1，
運転管理基本マニュアル
7.5，7.6， 7.5，7.6，
8.2.4
8.2.4

DM-51

運営総括部

第12条，第13条，第15条～第16条の2，第18条～第29条，第33条，
第81条，第82条

燃料管理基本マニュアル

DA-52

プロジェクト計画
部

第13条，第34条～第37
条，第81条放射性廃棄物管理基本マニ
ュアル

DA-54

プロジェクト計画
部

第38条，第39条，第41条～第43条，第81条

DA-55

プロジェクト計画
部

第29条，第68条，第81条

放射線管理基本マニュアル

DA-53

プロジェクト計画
部

第45条～第67条，第81条

原子力災害対策基本マニュ
アル

DM-59

運営総括部

第69条～第78条

DA-57

プロジェクト計画
部

第12条，第13条，第16条～第26条，第40条，第40条の2，第68条，第81条

6.3，6.4， 6.3，6.4，
7.1，7.2.1， 7.1，7.2.1， 保守管理基本マニュアル
7.5，7.6
7.5，7.6

6.3，6.4， 6.3，6.4，
7.1，7.2.1， 7.1，7.2.1，
7.3，7.4， 7.3，7.4， 廃止措置基本マニュアル
7.5，7.6， 7.5，7.6，
8.2.4
8.2.4
7.1,7.2.1,
7.5

7.1,7.2.1,
7.5

法令等の遵守及び安全文化の醸成に係る活動基本マニ
ュアル

DM-60

運営総括部

第2条の2,第2条の3

7.2.3，
8.2.1

7.2.3，
8.2.1

外部コミュニケーション基
本マニュアル

DM-21

運営総括部

－

Ⅲ-1-2-4

第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の
関連条項

8.2.4

8.2.4

検査及び試験基本マニュア
ル

DM-13

運営総括部

第68条，第81条

7.4

7.4

調達管理基本マニュアル

DM-14

運営総括部

－

7.4

7.4

原子燃料調達基本マニュア
ル

DA-15

プロジェクト計画
部

－

名

文書
番号

称

第3条以外の関連条文

管理箇所②発電所品質保証計画書③要領，要項，手引等の手順書④部門作成文書⑤外部文書⑥上記①②③④⑤で規定する記録

方針
及び目標

管

→

上記 a)，b)及び d)②の文書→

理上記 c)及び d)①の文書

業務実施

記

→

録

上記 d)③④⑤の文書→

上記 c)及び d)⑥の記録

図２．品質マネジメントシステム文書体系図
4.2.2 品質マニュアル
組織は，品質マニュアルとして本品質保証計画を含む「Z-21 原子力品質保証規程」を作成し，維持する。制定・改訂権限者は社長とする。
4.2.3 文書管理
(1) 組織は，品質マネジメントシステムで必要とされる文書を遵守するために，「DM-12 文書及び記録管理基本マニュアル」に基づき，保安規定上の位置付けを明確にするとともに，保安活動の重要度に応じて管理する。また，記録は，4.2.4 に規定する要求事項に従って管理する。
(2) 次の活動に必要な管理を「DM-12 文書及び記録管理基本マニュアル」に規定する。
a) 発行前に，適切かどうかの観点から文書をレビューし，承認する。

Ⅲ-1-2-5b) 文書をレビューする。また，必要に応じて更新し，再承認する。
c) 文書の変更の識別及び現在有効な版の識別を確実にする。
d) 該当する文書の適切な版が，必要なときに，必要なところで使用可能な状態にあることを確実にする。
e) 文書は，読みやすくかつ容易に識別可能な状態であることを確実にする。
f) 品質マネジメントシステムの計画及び運用のために組織が必要と決定した外部からの文書を明確にし，その配付が管理されていることを確実にする。
g) 廃止文書が誤って使用されないようにする。また，これらを何らかの目的で保持する
場合には，適切な識別をする。
4.2.4 記録の管理(1) 組織は，要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的運用の証拠を示すために作成する記録の対象を明確にし，管理する。
(2) 記録の識別，保管，保護，検索，保管期間及び廃棄に関して必要な管理を「DM-12 文
書及び記録管理基本マニュアル」に規定する。
(3) 記録は，読みやすく，容易に識別可能かつ検索可能であるようにする。
5. 経営者の責任
5.1 経営者のコミットメント
社長は，品質マネジメントシステムの構築及び実施，並びにその有効性を継続的に改善することに対するコミットメントの証拠を，次の事項によって示す。
a) 法令・規制要求事項を満たすことは当然のこととして，原子力安全の重要性を組織内に周知する。
b) 品質方針を設定する。
c) 品質目標が設定されることを確実にする。
d) マネジメントレビューを実施する。
e) 資源が使用できることを確実にする。
f) 安全文化を醸成するための活動を促進する。
5.2 原子力安全の重視
社長は，原子力安全を最優先に位置付け，業務・特定原子力施設に対する要求事項が決定され，満たされていることを確実にする（7.2.1 及び 8.2.1 参照）。
5.3 品質方針
社長は，品質方針について，次の事項を確実にする。
a) 東京電力の経営理念に対して適切である。

Ⅲ-1-2-6b) 要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの有効性の継続的な改善に対するコ
ミットメントを含む。
c) 品質目標の設定及びレビューのための枠組みを与える。
d) 組織全体に伝達され，理解される。
e) 適切性の持続のためにレビューされる。
f) 組織運営に関する方針と整合がとれている。
5.4 計画5.4.1 品質目標
(1) 社長は，組織内のしかるべき部門及び階層で，業務・特定原子力施設に対する要求事項を満たすために必要なものを含む品質目標（7.1 (3) a）参照）を設定することを確実にするために，「DM-17 セルフアセスメント実施基本マニュアル」を定めさせる。
(2) 品質目標は，その達成度が判定可能で，品質方針との整合がとれていること。
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画
社長は，次の事項を確実にする。
a) 品質目標に加えて 4.1 に規定する要求事項を満たすために，品質マネジメントシステ
ムの構築と維持についての計画を策定する。
b) 品質マネジメントシステムの変更を計画し，実施する場合には，その変更が品質マネ
ジメントシステムの全体の体系に対して矛盾なく，整合が取れるよう管理する。
5.5 責任，権限及びコミュニケーション
5.5.1 責任及び権限
社長は，全社規程である「Z-10 職制および職務権限規程」を踏まえ，保安活動を実施するための責任及び権限が第５条（保安に関する職務），第９条（原子炉主任技術者の職務等）
及び第９条の２（電気主任技術者の職務等）に定められ，組織全体に周知されていることを確実にする。また，社長は第４条（保安に関する組織）に定める組織以外の全社組織による，「Z-10 職制および職務権限規程」に基づく保安活動への支援を確実にする。なお，組織の要員は，自らの職務の範囲において，保安活動の内容について説明する責任を有する。
5.5.2 管理責任者(1) 社長は，内部監査室長及び廃炉･汚染水対策最高責任者を管理責任者に任命し，与えられている他の責任とかかわりなく，次に示す責任及び権限を与える。
(2) 内部監査室長の管理責任者としての責任及び権限
a) 内部監査プロセスを通じて，品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立，実Ⅲ-1-2-7

施及び維持を確実にする。
b) 内部監査プロセスを通じて，品質マネジメントシステムの成果を含む実施状況及び改善の必要性の有無について，社長に報告する。
c) 内部監査プロセスを通じて，組織全体にわたって，関係法令の遵守及び原子力安全についての認識を高めることを確実にする。
(3) 廃炉･汚染水対策最高責任者の管理責任者としての責任及び権限
a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセス（内部監査プロセスを除く。）の確立，実施及び維持を確実にする。
b) 品質マネジメントシステム（内部監査プロセスを除く。）の成果を含む実施状況及び改善の必要性の有無について，社長に報告する。
c) 組織全体（内部監査室除く。）にわたって，関係法令の遵守及び原子力安全についての認識を高めることを確実にする。
5.5.3 プロセス責任者
社長は，プロセス責任者に対し，所掌する業務に関して，次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。
a) プロセスが確立され，実施されるとともに，有効性を継続的に改善する。
b) 業務に従事する要員の，業務・特定原子力施設に対する要求事項についての認識を高める。
c) 成果を含む実施状況について評価する（5.4.1 及び 8.2.3 参照）。
d) 安全文化を醸成するための活動を促進する。
5.5.4 内部コミュニケーション
社長は，組織内にコミュニケーションのための適切なプロセスが確立されることを確実にする。また，マネジメントレビューや福島第一廃止措置保安委員会等を通じて，品質マ
ネジメントシステムの有効性に関しての情報交換が行われることを確実にする。
5.6 マネジメントレビュー
5.6.1 一般
(1) 社長は，組織の品質マネジメントシステムが，引き続き，適切，妥当かつ有効である
ことを確実にするために，「DM-18 マネジメントレビュー実施基本マニュアル」に基づき，
品質マネジメントシステムをレビューする。なお，必要に応じて随時実施する。
(2) このレビューでは，品質マネジメントシステムの改善の機会の評価，並びに品質方針
及び品質目標を含む品質マネジメントシステムの変更の必要性の評価も行う。
(3) マネジメントレビューの結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。

Ⅲ-1-2-8

5.6.2 マネジメントレビューへのインプット
マネジメントレビューへのインプットには，次の情報を含む。
a) 監査の結果
b) 原子力安全の達成に関する外部の受け止め方c) プロセスの成果を含む実施状況（品質目標の達成状況を含む。）並びに検査及び試験の結果
d) 予防処置及び是正処置の状況e) 安全文化を醸成するための活動の実施状況
f) 関係法令の遵守状況
g) 前回までのマネジメントレビューの結果に対するフォローアップh) 品質マネジメントシステムに影響を及ぼす可能性のある変更
i) 改善のための提案
5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット(1) マネジメントレビューからのアウトプットには，次の事項に関する決定及び処置すべてを含める。
a) 品質マネジメントシステム及びそのプロセスの有効性の改善b) 業務の計画及び実施にかかわる改善c) 資源の必要性
6. 資源の運用管理
6.1 資源の提供
組織は，人的資源，特定原子力施設，作業環境を含め，原子力安全に必要な資源を提供する。
6.2 人的資源
6.2.1 一般
原子力安全の達成に影響がある業務に従事する要員は，適切な教育，訓練，技能及び経験を判断の根拠として力量を有する。
6.2.2 力量，教育・訓練及び認識
組織は，次の事項を「DM-20 教育及び訓練基本マニュアル」に従って実施する。
a) 原子力安全の達成に影響がある業務に従事する要員に必要な力量を明確にする。
b) 該当する場合には（必要な力量が不足している場合には），その必要な力量に到達することができるように教育・訓練を行うか，又は他の処置をとる。
c) 教育・訓練又は他の処置の有効性を評価する。

Ⅲ-1-2-9d) 組織の要員が，自らの活動のもつ意味及び重要性を認識し，品質目標の達成に向けて自らがどのように貢献できるかを認識することを確実にする。
e) 教育，訓練，技能及び経験について該当する記録を維持する（4.2.4 参照）。
6.3 特定原子力施設
組織は，原子力安全の達成のために必要な特定原子力施設を「DA-55 保守管理基本マニ
ュアル」及び「DA-57 廃止措置基本マニュアル」に基づき明確にし，維持管理する。また，
原子力安全の達成のために必要な特定原子力施設を維持するためのインフラストラクチャーを関連するマニュアル等にて明確にし，維持する。
6.4 作業環境
組織は，放射線に関する作業環境を基本とし，異物管理や火気管理等の作業安全に関する作業環境を含め，原子力安全の達成のために必要な作業環境を関連するマニュアル等にて明確にし，運営管理する。
7. 業務の計画及び実施
7.1 業務の計画(1) 組織は，保安活動に必要な業務のプロセスを計画し，運転管理，燃料管理，放射性廃棄物管理，放射線管理，保守管理，廃止措置,緊急時の措置，関係法令の遵守及び安全文化醸成活動の各基本マニュアルに定める。また，各基本マニュアルに基づき，業務に必要なプロセスを計画し，構築する。
(2) 業務の計画は，品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合をとる（4.1参照）。
(3) 組織は，業務の計画に当たって，次の各事項について適切に明確化する。
a) 業務・特定原子力施設に対する品質目標及び要求事項b) 業務・特定原子力施設に特有な，プロセス及び文書の確立の必要性，並びに資源の提供の必要性
c) その業務・特定原子力施設のための検証，妥当性確認，監視，測定，検査及び試験活動，並びにこれらの合否判定基準d) 業務・特定原子力施設のプロセス及びその結果が，要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録（4.2.4 参照）(4) この業務の計画のアウトプットは，組織の運営方法に適した形式にする。
7.2 業務・特定原子力施設に対する要求事項に関するプロセス
7.2.1 業務・特定原子力施設に対する要求事項の明確化
組織は，次の事項を「業務の計画」（7.1参照）において明確にする。
a) 業務・特定原子力施設に適用される法令・規制要求事項b) 明示されてはいないが，業務・特定原子力施設に不可欠な要求事項

Ⅲ-1-2-10

c) 組織が必要と判断する追加要求事項すべて
7.2.2 業務・特定原子力施設に対する要求事項のレビュー(1) 組織は，「DM-12 文書及び記録管理基本マニュアル」に基づき業務・特定原子力施設に対する要求事項をレビューする。このレビューは，その要求事項を適用する前に実施する。
(2) レビューでは，次の事項を確実にする。
a) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が定められている。
b) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が以前に提示されたものと異なる場合には，それについて解決されている。
c) 組織が，定められた要求事項を満たす能力をもっている。
(3) このレビューの結果の記録，及びそのレビューを受けてとられた処置の記録を維持す
る（4.2.4参照）。
(4) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が書面で示されない場合には，組織はその要求事項を適用する前に確認する。
(5) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が変更された場合には，組織は，関連する文
書を修正する。また，変更後の要求事項が，関連する要員に理解されていることを確実にする。
7.2.3 外部とのコミュニケーション
組織は，原子力安全に関して外部とのコミュニケーションを図るための効果的な方法を「DM-21 外部コミュニケーション基本マニュアル」にて明確にし，実施する。
7.3 設計・開発
組織は，特定原子力施設を対象として，「DA-57 廃止措置基本マニュアル」に基づき設計・開発の管理を実施する。
7.3.1 設計・開発の計画(1) 組織は，特定原子力施設の設計・開発の計画を策定し，管理する。
(2) 設計・開発の計画において，組織は次の事項を明確にする。
a) 設計・開発の段階
b) 設計・開発の各段階に適したレビュー，検証及び妥当性確認c) 設計・開発に関する責任（保安活動の内容について説明する責任を含む。）及び権限(3) 組織は，効果的なコミュニケーション並びに責任及び権限の明確な割当てを確実にするために，設計・開発に関与するグループ間のインタフェースを運営管理する。
(4) 設計・開発の進行に応じて，策定した計画を適切に更新する。

Ⅲ-1-2-11

7.3.2 設計・開発へのインプット(1) 特定原子力施設の要求事項に関連するインプットを明確にし，記録を維持する（4.2.4参照）。インプットには次の事項を含める。
a) 機能及び性能に関する要求事項b) 適用される法令・規制要求事項c) 適用可能な場合には，以前の類似した設計から得られた情報
d) 設計・開発に不可欠なその他の要求事項(2) 特定原子力施設の要求事項に関連するインプットについては，その適切性をレビューし，承認する。要求事項は，漏れがなく，あいまい（曖昧）でなく，相反することがな
いようにする。
7.3.3 設計・開発からのアウトプット(1) 設計・開発からのアウトプットは，設計・開発へのインプットと対比した検証を行うのに適した形式とする。また，リリース前に，承認を受ける。
(2) 設計・開発からのアウトプットは次の状態とする。
a) 設計・開発へのインプットで与えられた要求事項を満たす。
b) 調達，業務の実施（特定原子力施設の使用を含む。）に対して適切な情報を提供する。
c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか，又はそれを参照している。
d) 安全な使用及び適正な使用に不可欠な特定原子力施設の特性を明確にする。
7.3.4 設計・開発のレビュー(1) 設計・開発の適切な段階において，次の事項を目的として，計画されたとおりに（7.3.1
参照）体系的なレビューを行う。
a) 設計・開発の結果が，要求事項を満たせるかどうかを評価する。
b) 問題を明確にし，必要な処置を提案する。
(2) レビューへの参加者には，レビューの対象となっている設計・開発段階に関連する部門を代表する者及び当該設計･開発に係る専門家を含める。このレビューの結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.3.5 設計・開発の検証(1) 設計・開発からのアウトプットが，設計・開発へのインプットで与えられている要求
事項を満たしていることを確実にするために，計画されたとおりに（7.3.1参照）検証を実施する。この検証の結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4
参照）。
(2) 設計・開発の検証は，原設計者以外の者又はグループが実施する。

Ⅲ-1-2-12

7.3.6 設計・開発の妥当性確認(1) 結果として得られる特定原子力施設が，指定された用途又は意図された用途に応じた
要求事項を満たし得ることを確実にするために，計画した方法（7.3.1参照）に従って，設計・開発の妥当性確認を実施する。
(2) 実行可能な場合にはいつでも，特定原子力施設の使用前に，妥当性確認を完了する。
(3) 妥当性確認の結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.3.7 設計・開発の変更管理(1) 設計・開発の変更を明確にし，記録を維持する（4.2.4参照）。
(2) 変更に対して，レビュー，検証及び妥当性確認を適切に行い，その変更を実施する前に承認する。
(3) 設計・開発の変更のレビューには，その変更が，当該の特定原子力施設を構成する要素及び関連する特定原子力施設に及ぼす影響の評価を含める。
(4) 変更のレビューの結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.4 調達
組織は，「DA-57 廃止措置基本マニュアル」及び「DA-15 原子燃料調達基本マニュアル」に基づき調達を実施する。
7.4.1 調達プロセス(1) 組織は，規定された調達要求事項に，調達製品が適合することを確実にする。
(2) 供給者及び調達製品に対する管理の方式及び程度は，調達製品が原子力安全に及ぼす影響に応じて定める。
(3) 組織は，供給者が組織の要求事項に従って調達製品を供給する能力を判断の根拠として，供給者を評価し，選定する。選定，評価及び再評価の基準を定める。
(4) 評価の結果の記録，及び評価によって必要とされた処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
(5) 組織は，調達製品の調達後における，維持又は運用に必要な保安に係る技術情報を取得するための方法及びそれらを他の原子炉設置者と共有する場合に必要な措置に関する方法を定める。
7.4.2 調達要求事項(1) 調達要求事項では調達製品に関する要求事項を明確にし，必要な場合には，次の事項のうち該当する事項を含める。
a) 製品，手順，プロセス及び設備の承認に関する要求事項b) 要員の適格性確認に関する要求事項c) 品質マネジメントシステムに関する要求事項

Ⅲ-1-2-13d) 不適合の報告及び処理に関する要求事項e) 安全文化を醸成するための活動に関する必要な要求事項(2) 組織は，供給者に伝達する前に，規定した調達要求事項が妥当であることを確実にする。
(3) 組織は，調達製品を受領する場合には，調達製品の供給者に対し，調達要求事項への適合状況を記録した文書を提出させる。
7.4.3 調達製品の検証(1) 組織は，調達製品が，規定した調達要求事項を満たしていることを確実にするために，必要な検査又はその他の活動を定めて，実施する。
(2) 組織が，供給者先で検証を実施することにした場合には，組織は，その検証の要領及び調達製品のリリースの方法を調達要求事項の中に明確にする。
7.5 業務の実施
7.5.1 業務の管理組織は，「業務の計画」（7.1参照）に基づき業務を管理された状態で実施する。管理された状態には，次の事項のうち該当するものを含む。
a) 原子力安全との係わりを述べた情報が利用できる。
b) 必要に応じて，作業手順が利用できる。
c) 適切な設備を使用している。
d) 監視機器及び測定機器が利用でき，使用している。
e) 監視及び測定が実施されている。
f) 業務のリリースが実施されている。
7.5.2 業務の実施に関するプロセスの妥当性確認(1) 業務の実施の過程で結果として生じるアウトプットが，それ以降の監視又は測定で検証することが不可能で，その結果，業務が実施された後でしか不具合が顕在化しない場
合には，組織は，その業務の該当するプロセスの妥当性確認を行う。
(2) 妥当性確認によって，これらのプロセスが計画どおりの結果を出せることを実証する。
(3) 組織は，これらのプロセスについて，次の事項のうち該当するものを含んだ手続きを確立する。
a) プロセスのレビュー及び承認のための明確な基準b) 設備の承認及び要員の適格性確認c) 所定の方法及び手順の適用
d) 記録に関する要求事項（4.2.4 参照）e) 妥当性の再確認

Ⅲ-1-2-14

7.5.3 識別及びトレーサビリティ(1) 必要な場合には，組織は，業務の計画及び実施の全過程において適切な手段で業務・
特定原子力施設を識別する。
(2) 組織は，業務の計画及び実施の全過程において，監視及び測定の要求事項に関連して，
業務・特定原子力施設の状態を識別する。
(3) トレーサビリティが要求事項となっている場合には，組織は，業務・特定原子力施設について一意の識別を管理し，記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.5.4 組織外の所有物
組織は，組織外の所有物について，それが組織の管理下にある間，注意を払い，必要に応じて記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.5.5 調達製品の保存
組織は，関連するマニュアル等に基づき，調達製品の検証後，受入から据付（使用）までの間，要求事項への適合を維持するように調達製品を保存する。この保存には，該当する場合，識別，取扱い，包装，保管及び保護を含める。保存は，取替品，予備品にも適用する。
7.6 監視機器及び測定機器の管理(1) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合性を実証するために，組織は，実施すべき監視及び測定並びに，そのために必要な監視機器及び測定機器を関連するマニュ
アル等に定める。
(2) 組織は，監視及び測定の要求事項との整合性を確保できる方法で監視及び測定が実施できることを確実にするプロセスを確立し，関連するマニュアル等に定める。
(3) 測定値の正当性が保証されなければならない場合には，測定機器に関し，「DA-57 廃止措置基本マニュアル」に基づき，次の事項を満たす。
a) 定められた間隔又は使用前に，国際又は国家計量標準にトレーサブルな計量標準に照らして校正若しくは検証，又はその両方を行う。そのような標準が存在しない場合には，校正又は検証に用いた基準を記録する（4.2.4 参照）。
b) 機器の調整をする，又は必要に応じて再調整する。
c) 校正の状態を明確にするために識別を行う。
d) 測定した結果が無効になるような操作ができないようにする。
e) 取扱い，保守及び保管において，損傷及び劣化しないように保護する。
さらに，測定機器が要求事項に適合していないことが判明した場合には，組織は，その測定機器でそれまでに測定した結果の妥当性を評価し，記録する（4.2.4 参照）。組織

Ⅲ-1-2-15

は，その機器，及び影響を受けた業務・特定原子力施設すべてに対して，適切な処置をとる。校正及び検証の結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(4) 規定要求事項にかかわる監視及び測定にコンピュータソフトウェアを使う場合には，そのコンピュータソフトウェアによって意図した監視及び測定ができることを確認する。
この確認は，最初に使用するのに先立って実施する。また，必要に応じて再確認する。
8. 評価及び改善
8.1 一般(1) 組織は，次の事項のために必要となる監視，測定，分析及び改善のプロセスを計画し，実施する。
a) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合を実証する。
b) 品質マネジメントシステムの適合性を確実にする。
c) 品質マネジメントシステムの有効性を継続的に改善する。
(2) これには，統計的手法を含め，適用可能な方法，及びその使用の程度を決定することを含める。
8.2 監視及び測定
8.2.1 原子力安全の達成
組織は，品質マネジメントシステムの成果を含む実施状況の測定の一つとして，原子力安全を達成しているかどうかに関して外部がどのように受けとめているかについての情報を監視する。この情報の入手及び使用の方法を「DM-21 外部コミュニケーション基本
マニュアル」に定める。
8.2.2 内部監査
(1) 組織のうち客観的な評価を行う部門は，品質マネジメントシステムの次の事項が満たされているか否かを明確にするために，あらかじめ定められた間隔で「AM-19 原子力品質
監査基本マニュアル」に基づき内部監査を実施する。
a) 品質マネジメントシステムが，業務の計画（7.1 参照）に適合しているか，JEAC4111の要求事項に適合しているか，及び組織が決めた品質マネジメントシステム要求事項に適合しているか。
b) 品質マネジメントシステムが効果的に実施され，維持されているか。
(2) 組織は，監査の対象となるプロセス及び領域の状態及び重要性，並びにこれまでの監
査結果を考慮して，監査プログラムを策定する。監査の基準，範囲，頻度及び方法を規定する。監査員の選定及び監査の実施においては，監査プロセスの客観性及び公平性を確保する。監査員は自らの業務を監査しない。
(3) 監査の計画及び実施，記録の作成及び結果の報告に関する責任及び権限，並びに要求

Ⅲ-1-2-16

事項を「AM-19 原子力品質監査基本マニュアル」に定める。
(4) 監査及びその結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(5) 監査された領域に責任をもつ管理者は，検出された不適合及びその原因を除去するために遅滞なく，必要な修正及び是正処置すべてがとられることを確実にする。フォロー
アップには，とられた処置の検証及び検証結果の報告を含める（8.5.2 参照）。
8.2.3 プロセスの監視及び測定(1) 組織は，品質マネジメントシステムのプロセスの監視，及び適用可能な場合に行う測定には，「DM-17 セルフアセスメント実施基本マニュアル」（第１０条（原子炉施設の定期的な評価）を含む）に基づき，適切な方法を適用する。
(2) これらの方法は，プロセスが計画どおりの結果を達成する能力があることを実証するものとする。
(3) 計画どおりの結果が達成できない場合には，適切に，修正及び是正処置をとる。
8.2.4 検査及び試験(1) 組織は，特定原子力施設の要求事項が満たされていることを検証するために，「DM-51
運転管理基本マニュアル」及び「DA-57 廃止措置基本マニュアル」に基づき，特定原子力施設を検査及び試験する。検査及び試験は，業務の計画（7.1 参照）に従って，適切な段階で実施する。検査及び試験の合否判定基準への適合の証拠を維持する（4.2.4 参照）。
(2) 検査及び試験要員の独立の程度を定める。
(3) リリース（次工程への引渡し）を正式に許可した人を記録する（4.2.4参照）。
(4) 業務の計画（7.1 参照）で決めた検査及び試験が完了するまでは，当該特定原子力施設を据え付けたり，運転したりしない。ただし，当該の権限をもつ者が承認したときは，
この限りではない。
8.3 不適合管理(1) 組織は，業務・特定原子力施設に対する要求事項に適合しない状況が放置されることを防ぐために，それらを識別し，管理することを確実にする。
(2) 不適合の処理に関する管理及びそれに関連する責任及び権限を「DM-11 不適合管理及び是正処置・予防処置基本マニュアル」に規定する。
(3) 該当する場合には，組織は，次の一つ又はそれ以上の方法で，不適合を処理する。
a) 検出された不適合を除去するための処置をとる。
b) 当該の権限をもつ者が，特別採用によって，その使用，リリース，又は合格と判定することを正式に許可する。
c) 本来の意図された使用又は適用ができないような処置をとる。
d) 外部への引渡し後又は業務の実施後に不適合が検出された場合には，その不適合によⅢ-1-2-17

る影響又は起こり得る影響に対して適切な処置をとる。
(4) 不適合に修正を施した場合には，要求事項への適合を実証するための再検証を行う。
(5) 不適合の性質の記録，及び不適合に対してとられた特別採用を含む処置の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(6) 組織は，原子炉施設の保安の向上を図る観点から，「DM-51-11 トラブル等の報告マニュアル」に定める公開基準に従い，不適合の内容をニューシアへ登録することにより，情報の公開を行う。
8.4 データの分析(1) 組織は，品質マネジメントシステムの適切性及び有効性を実証するため，また，品質
マネジメントシステムの有効性の継続的な改善の可能性を評価するために，「DM-17 セル
フアセスメント実施基本マニュアル」に基づき，適切なデータを明確にし，それらのデータを収集し，分析する。この中には，監視及び測定の結果から得られたデータ並びにそれ以外の該当する情報源からのデータを含める。
(2) データの分析によって，次の事項に関連する情報を提供する。
a) 原子力安全の達成に関する外部の受けとめ方（8.2.1 参照）b) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合（8.2.3 及び 8.2.4 参照）c) 予防処置の機会を得ることを含む，プロセス及び特定原子力施設の特性及び傾向（8.2.3 及び 8.2.4 参照）d) 供給者の能力（7.4 参照）
8.5 改善8.5.1 継続的改善
組織は，品質方針，品質目標，監査結果，データの分析，是正処置，予防処置及びマネ
ジメントレビューを通じて，品質マネジメントシステムの有効性を継続的に改善する。
8.5.2 是正処置
(1) 組織は，再発防止のため，「DM-11 不適合管理及び是正処置・予防処置基本マニュアル」に基づき，不適合の原因を除去する処置をとる。
(2) 是正処置は，検出された不適合のもつ影響に応じたものとする。
(3) 次の事項に関する要求事項（JEAC4111 附属書「根本原因分析に関する要求事項」を含む。
）を「DM-11 不適合管理及び是正処置・予防処置基本マニュアル」に規定する。
a) 不適合のレビューb) 不適合の原因の特定
c) 不適合の再発防止を確実にするための処置の必要性の評価d) 必要な処置の決定及び実施

Ⅲ-1-2-18

e) とった処置の結果の記録（4.2.4 参照）
f) とった是正処置の有効性のレビュー
8.5.3 予防処置
(1) 組織は，起こり得る不適合が発生することを防止するために，保安活動の実施によって得られた知見及び他の施設から得られた知見（BWR 事業者協議会で取り扱う技術情報及びニューシア登録情報を含む。）の活用を含め，「DM-11 不適合管理及び是正処置・予防
処置基本マニュアル」に基づき，その原因を除去する処置を決める。この活用には，保安活動の実施によって得られた知見を他の原子炉設置者と共有することを含む。
(2) 予防処置は，起こり得る問題の影響に応じたものとする。
(3) 次の事項に関する要求事項（JEAC4111 附属書「根本原因分析に関する要求事項」を含む。
）を「DM-11 不適合管理及び是正処置・予防処置基本マニュアル」に規定する。
a) 起こり得る不適合及びその原因の特定b) 不適合の発生を予防するための処置の必要性の評価c) 必要な処置の決定及び実施
d) とった処置の結果の記録（4.2.4 参照）e) とった予防処置の有効性のレビュー

Ⅲ-1-2-19

第６章 放射性廃棄物管理（放射性固体廃棄物の管理）
第３８条
各ＧＭは，次に定める放射性固体廃棄物等の種類に応じて，それぞれ定められた処理を施した上で，当該の廃棄施設等に貯蔵※1 又は保管する。
（１）原子炉内で照射された使用済制御棒，チャンネルボックス等は，燃料ＧＭが使用済
燃料プールに貯蔵，若しくはチャンネルボックス等については使用済燃料共用プールに貯蔵する。
（２）その他の雑固体廃棄物は，各ＧＭがドラム缶等の容器に封入すること等により汚染の広がりを防止する措置を講じ，固体廃棄物管理ＧＭが固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」という。
）に保管する。また，その他の雑固体廃棄物を焼却する場合には，運営
ＧＭが雑固体廃棄物焼却設備で焼却し，焼却灰をドラム缶等の容器に封入すること等
により汚染の広がりを防止する措置を講じた上で，固体廃棄物管理ＧＭが貯蔵庫に保管する。
（３）固体廃棄物管理ＧＭは，貯蔵庫に保管されたドラム缶を貯蔵庫以外に一時的に仮置きする場合は，ドラム缶等仮設保管設備※２に運搬するとともに，ドラム缶等仮設保管設備に保管されているドラム缶等※３について以下の事項を実施する。
イ

関係者以外がむやみに立入らないよう，ドラム缶等仮設保管設備又は柵等による区画を行い，立入りを制限する旨を表示する。
ロ

ドラム缶の表面線量当量率が 0.1mSv/h 以下であることを確認し，保管する。

ハ

ドラム缶を３段に積み重ねて設置する場合には，転倒防止対策を施す。

ニ

ドラム缶等仮設保管設備周辺の空間線量率を定期的に測定し，測定結果を表示する。

２．各ＧＭは，放射性固体廃棄物を封入又は固型化したドラム缶等の容器には，放射性廃棄物を示す標識を付け，かつ表８１－１の放射性固体廃棄物に係る記録と照合できる整理番号をつける。
３．各ＧＭは，次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）固体廃棄物管理ＧＭは，貯蔵庫における放射性固体廃棄物の保管状況を確認するために，１ヶ月に１回貯蔵庫を巡視するとともに，事故前の保管量の推定値を元に保管
物の出入りを確認する。
（２）固体廃棄物管理ＧＭは，サイトバンカにおける原子炉内で照射された使用済制御棒，
チャンネルボックス等について，事故前の保管量の推定値を元に保管物を確認する。
また，燃料ＧＭは，使用済燃料プールにおける原子炉内で照射された使用済制御棒，

Ⅲ-1-6-1

チャンネルボックス等について，事故前の貯蔵量の推定値を元に貯蔵物の出入りを確認するとともに，使用済燃料共用プールについては，原子炉内で照射されたチャンネ
ルボックス等の貯蔵状況を確認するために，１ヶ月に１回使用済燃料共用プールを巡視するとともに，３ヶ月に１回貯蔵量を確認する。
（３）運営設備ＧＭは，運用補助共用施設の沈降分離タンクにおけるフィルタスラッジの貯蔵状況を監視し，３ヶ月に１回貯蔵量を確認する。
（４）固体廃棄物管理ＧＭは，ドラム缶等仮設保管設備におけるドラム缶等の保管状況を確認するために，１ヶ月に１回巡視を行うとともに，３ヶ月に１回保管量を確認する。
なお，ドラム缶等の破損等があれば補修等を行う。
４．固体廃棄物管理ＧＭは貯蔵庫及びサイトバンカの目につきやすい場所に，管理上の注
意事項を掲示する。
５．各ＧＭは，管理対象区域内において放射性固体廃棄物を運搬する場合は，次の事項を遵守する。
（１）容器等の車両への積付けは，運搬中に移動，転倒又は転落を防止する措置を講じること。
（２）法令に定める危険物と混載しないこと。
※１：貯蔵とは，保管の前段階のもので，廃棄とは異なるものをいう。
※２：ドラム缶等仮設保管設備とは，ドラム缶等を仮置きする蛇腹ハウスをいう。以下，
本条において同じ。
※３：ドラム缶等とは，ドラム缶に収納された放射性固体廃棄物，ドラム缶以外の容器に収納された放射性固体廃棄物，開口部閉止措置を実施した大型廃棄物をいう。以下，
本条において同じ。

Ⅲ-1-6-2

（発電所の敷地内で発生した瓦礫等の管理）
第３９条
発電所の敷地内で発生した瓦礫等※１について，固体廃棄物管理ＧＭは，仮設保管設備※２，
固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」という。
）及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設※３及び伐採木一時保管槽※４を含む。
）について，柵，ロープ等により区画を行い，人がみだりに立ち入りできない措置を講じる。また，遮へいが効果的である場合は遮へいを行う。
２．各ＧＭは，次に定める瓦礫等の種類に応じて，回収したものを一時保管エリアに運搬する。また，切断等の減容処理や発電所敷地内での再利用をすることができる。なお，運営ＧＭが雑固体廃棄物焼却設備で焼却する場合には，第３８条に定める措置を講じる。
（１）発電所敷地内で発生した瓦礫類※５は，各ＧＭが，瓦礫類の線量率を測定し，その線量率に応じて，固体廃棄物管理ＧＭがあらかじめ定めた線量率の目安値に応じて指定した仮設保管設備，貯蔵庫，覆土式一時保管施設又は発電所内の屋外一時保管エリアに運搬し，遮へいや容器収納，シート養生等の措置を講じる。
（２）発電所において発生した使用済保護衣等※６は，固体廃棄物管理ＧＭが，袋又は容器に収納して発電所内の一時保管エリアに運搬する。なお，固体廃棄物管理ＧＭは圧縮等をすることができる。
（３）伐採木は，各ＧＭが，発電所内の屋外一時保管エリアに運搬する。配置の際には積載制限，通気性確保，伐採木一時保管槽への収納等の防火対策を講じる。
３．固体廃棄物管理ＧＭは，次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場
合には必要な措置を講じる。
（１）仮設保管設備，貯蔵庫及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設及び伐採木一時保管槽を含む。
）における瓦礫類，使用済保護衣等，伐採木の一時保管状況を確認するために，１週間に１回一時保管エリアを巡視するとともに，１ヶ月に１回一時保管量を確認する。
（２）覆土式一時保管施設において，覆土完了後，槽内の溜まり水の有無を定期的に確認
し，溜まり水が確認された場合には回収する。
（３）伐採木一時保管槽において，定期的に温度監視を実施する。
（４）仮設保管設備，貯蔵庫及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設及び伐採木一時保管槽を含む。
）における瓦礫類，使用済保護衣等及び伐採木の一時保管エリ
アの空間線量率並びに空気中放射性物質濃度を定期的に測定するとともに，線量率測定結果を表示する。
※１：瓦礫等とは，瓦礫類，使用済保護衣等及び伐採木等の総称をいう。以下，本条において同じ。
※２：仮設保管設備とは，瓦礫等を一時保管する設備のうち，テント，蛇腹ハウス及び雨Ⅲ-1-6-3

天練習場等の屋根を設置したものをいう。以下，本条及び第４０条において同じ。
※３：覆土式一時保管施設とは，線量低減対策として覆土による遮へい機能を有する一時保管施設をいう。以下，本条において同じ。
※４：伐採木一時保管槽とは，防火対策や線量低減対策として覆土をする一時保管槽をいう。以下，本条において同じ。
※５：瓦礫類とは，発電所敷地内において，今回の地震，津波又は水素爆発により発生した瓦礫並びに放射性物質によって汚染された資機材等の総称をいい，回収した土壌を含む。以下，本条において同じ。
※６：使用済保護衣等とは，使用済保護衣及び使用済保護具をいう。以下，本条において同じ。

Ⅲ-1-6-4

（汚染水処理設備等で発生した廃棄物の管理）
第４０条
水処理運営第三ＧＭは，表４０に定める放射性廃棄物の種類に応じて，それぞれ定められた施設に貯蔵する。
２．水処理運営第三ＧＭは，表４０に定める貯蔵施設において次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）放射性廃棄物の種類毎の貯蔵量を１週間に１回確認する。
３．水処理設備第一ＧＭは，建屋内ＲＯ循環設備のＲＯ膜装置フィルタ類を一時保管エリ
ア※１に貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表面の線量率を測定し，その線量率に応じて，固体廃棄物管理ＧＭがあらかじめ定めた線量率の目安値に応じて指定したエリアに運搬し，遮へいやシート養生等の措置を講じる。
４．水処理設備第二ＧＭは，高性能多核種除去設備前処理フィルタ，高性能多核種除去設
備検証試験装置前処理フィルタ又はＲＯ濃縮水処理設備前処理フィルタを一時保管エリ
アに貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表面の線量率を測定し，その線量率に応じて，固体廃棄物管理ＧＭがあらかじめ定めた線量率の目安値に応じて指定したエリアに運搬し，遮へいやシート養生等の措置を講じる。
５．水処理設備第二ＧＭは，サブドレン他浄化装置前処理フィルタを固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表面の線量率を測定する。
６．水処理運営第四ＧＭは，雨水処理設備等で発生する固体廃棄物を固体廃棄物貯蔵庫又は仮設保管設備に貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表面の線量率を測定する。
７．冷却第三ＧＭは，モバイル式処理装置（塩分除去装置）のＲＯ膜装置フィルタ類又はイオン交換装置樹脂を固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表
面の線量率を測定する。
８．固体廃棄物管理ＧＭは，一時保管エリア内の高性能多核種除去設備前処理フィルタ，
高性能多核種除去設備検証試験装置前処理フィルタ，ＲＯ濃縮水処理設備前処理フィルタ
又は建屋内ＲＯ循環設備のＲＯ膜装置フィルタ類を貯蔵するエリア並びに仮設保管設備
内の雨水処理設備等で発生する固体廃棄物を貯蔵するエリアについて，柵，ロープ等により区画を行い，人がみだりに立ち入りできない措置を講じる。また，遮へいが効果的である場合は遮へいを行う。
９．固体廃棄物管理ＧＭは，高性能多核種除去設備前処理フィルタ，高性能多核種除去設
備検証試験装置前処理フィルタ，ＲＯ濃縮水処理設備前処理フィルタ又は建屋内ＲＯ循環
設備のＲＯ膜装置フィルタ類を貯蔵する一時保管エリア，サブドレン他浄化装置前処理フ
ィルタ，雨水処理設備等で発生する固体廃棄物若しくはモバイル式処理装置（塩分除去装置）のＲＯ膜装置フィルタ類又はイオン交換装置樹脂を貯蔵する固体廃棄物貯蔵庫並びに雨水処理設備等で発生する固体廃棄物を貯蔵する仮設保管設備について，次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。

Ⅲ-1-6-5

（１）高性能多核種除去設備前処理フィルタ，高性能多核種除去設備検証試験装置前処理
フィルタ，ＲＯ濃縮水処理設備前処理フィルタ，建屋内ＲＯ循環設備のＲＯ膜装置フィ
ルタ類，サブドレン他浄化装置前処理フィルタ，雨水処理設備等で発生する固体廃棄物
並びにモバイル式処理装置（塩分除去装置）のＲＯ膜装置フィルタ類及びイオン交換装
置樹脂の貯蔵状況を確認するために，１週間に１回貯蔵するエリアを巡視するとともに，１ヶ月に１回貯蔵量を確認する。
（２）空間線量率並びに空気中放射性物質濃度を定期的に測定するとともに，線量率測定
結果を表示する。
※１：覆土式一時保管施設，使用済保護衣等あるいは伐採木に係るもの及び発電所外のものを除く。以下，本条において同じ。
表４０
放射性廃棄物の種類

貯蔵施設
造粒固化体貯槽

除染装置の凝集沈殿装置で発生した又は凝集沈殿物（廃スラッジ）

廃スラッジ一時保管施設

セシウム吸着装置吸着塔
第二セシウム吸着装置吸着塔
モバイル式処理装置吸着塔

使用済セシウム吸着塔仮保管施設

放水路浄化装置吸着塔

又はモバイル型ストロンチウム除去装置で使用済セシウム吸着塔一時保管施設使用したフィルタ及び吸着塔
第二モバイル型ストロンチウム除去装置で使用した吸着塔
サブドレン他浄化装置吸着塔
高性能多核種除去設備吸着塔
高性能多核種除去設備検証試験装置吸着塔
多核種除去設備で発生した二次廃棄物を収納した高性能容器

使用済セシウム吸着塔一時保管施設

増設多核種除去設備で発生した二次廃棄物を収納した高性能容器
多核種除去設備処理カラム
ＲＯ濃縮水処理設備吸着塔

Ⅲ-1-6-6

（汚染水処理設備等で発生した水等の管理）第４０条の２
水処理運営第四ＧＭは，表４０の２に定める汚染水処理設備等で発生した水等の種類に応じて，それぞれ定められた貯留設備に移送する。
２．水処理運営第四ＧＭは，表４０の２に定める汚染水処理設備等で発生した水等を貯留設備へ移送する場合は，次の事項を実施するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）あらかじめ定めた移送手順により貯留設備へ移送する。
（２）水位計により貯留設備の水位を監視する。
３．水処理運営第四ＧＭは，表４０の２に定める貯留設備において次の事項を実施するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）毎日１回以上貯留設備を巡視する。
（２）水位計により貯留設備の水位を監視する。
４．水処理運営第三ＧＭは，表４０の２に定める貯留設備において次の事項を確認すると
ともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）貯留する水等の種類毎の貯蔵量を１週間に１回確認する。
表４０の２
汚染水処理設備等で発生した水等の種類

貯留設備
ＲＯ濃縮水貯槽

逆浸透膜装置の廃水

又は濃縮廃液貯槽

蒸発濃縮装置の廃水

濃縮廃液貯槽ＲＯ処理水貯槽又は逆浸透膜装置及び

蒸発濃縮処理水貯槽

蒸発濃縮装置の処理済水

又は中低濃度滞留水受タンク
ＲＯ濃縮水貯槽又は多核種除去設備，増設多核種除去設備及び高性能多核種除去設備の処理済水（37kBq/cm3 未満）

ストロンチウム処理水貯槽
又は多核種処理水貯槽
ＲＯ濃縮水貯槽

3

ＲＯ濃縮水処理設備の処理済水（37kBq/cm 未満）

又はストロンチウム処理水貯槽

Ⅲ-1-6-7

（放射性液体廃棄物等の管理）
第４１条
放射性液体廃棄物等の海洋への排水は，関係省庁の了解なくしては行わないものとする。
２．分析評価ＧＭは，放射性液体廃棄物等を排水する際は，あらかじめタンク等における放射性物質の濃度を測定し，測定した結果を環境管理ＧＭに通知する。また，環境管理
ＧＭは，濃度が実施計画に定める排水の基準を超えないことを確認する。

Ⅲ-1-6-8

（気体廃棄物の管理）
第４２条
気体廃棄物の放出管理について，次の事項を実施する。
（１）分析評価ＧＭは，表４２－１に定める項目について，同表に定める頻度で測定し，その結果を環境管理ＧＭに通知する。
（２）環境管理ＧＭは，表４２－１の放出箇所から放出された粒子状の放射性物質の敷地境界における空気中の濃度の３ヶ月平均値が，法令に定める周辺監視区域外における空気中の濃度限度を下回ることを確認する。
（３）環境管理ＧＭは，表４２－１の放出箇所から放出された粒子状の放射性物質の放出
量が，放出管理の目標値を下回ることを確認する。
（４）当直長は，表４２－２の放出箇所から放射性物質を含む空気を放出する場合は，ダスト放射線モニタ及びガス放射線モニタを監視する。
（５）分析評価ＧＭは，表４２－３に定める項目について，同表に定める頻度で測定し，その結果を環境管理ＧＭに通知する。
（６）環境管理ＧＭは，表４２－３の放出箇所において，粒子状の放射性物質濃度に有意な上昇傾向が無いことを確認する。
表４２－１
放出箇所

測定項目

計測器種類

１号炉原子炉建屋

粒子状物質

試料放射能

上部

（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

１号炉格納容器

粒子状物質

ガス管理設備出口（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

２号炉原子炉建屋

粒子状物質

排気設備出口（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

２号炉格納容器

粒子状物質

ガス管理設備出口（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

３号炉原子炉建屋

粒子状物質

上部

（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

３号炉格納容器

粒子状物質

ガス管理設備出口（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

４号炉燃料取出し用

粒子状物質

カバー排気設備出口（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

試料放射能

試料放射能

試料放射能

試料放射能

試料放射能

試料放射能

Ⅲ-1-6-9測定頻度
1 ヶ月に１回

1 ヶ月に１回

1 ヶ月に１回

1 ヶ月に１回

1 ヶ月に１回

1 ヶ月に１回

1 ヶ月に 1 回

表４２－２
放出箇所

監視項目

計測器種類

監視頻度

１号炉格納容器

粒子状物質

ダスト放射線モニタ

ガス管理設備出口

希ガス

ガス放射線モニタ

粒子状物質

ダスト放射線モニタ

２号炉格納容器

粒子状物質

ダスト放射線モニタ

ガス管理設備出口

希ガス

ガス放射線モニタ

３号炉格納容器

粒子状物質

ダスト放射線モニタ

ガス管理設備出口

希ガス

ガス放射線モニタ

粒子状物質

ダスト放射線モニタ

２号炉原子炉建屋
排気設備出口

４号炉燃料取出し用
カバー排気設備出口

常時
常時
常時
常時
常時

表４２－３
放出箇所
建屋内地上部開口部

測定項目
粒子状物質

計測器種類

測定頻度

試料放射能

１ヶ月に１回（主要ガンマ線放出核種） 測定装置
汚染水処理設備・貯留

粒子状物質

試料放射能

設備のうち除染装置（主要ガンマ線放出核種） 測定装置

及び造粒固化体貯槽

Ⅲ-1-6-10

除染装置運転時及び廃棄物受入時

（放射性気体廃棄物の管理）第４２条の２
分析評価ＧＭは，表４２の２－１に定める項目について，同表に定める頻度で測定し，測定した結果を環境管理ＧＭに通知する。また，環境管理ＧＭは，次の事項を管理するとともに，その結果を放出実施ＧＭに通知する。
（１）排気筒又は排気口からの放射性気体廃棄物の放出による周辺監視区域外の空気中の放射性物質濃度の３ヶ月平均値が，法令に定める周辺監視区域外における空気中の濃度限度を超えないこと。
２．放出実施ＧＭは，放射性気体廃棄物を放出する場合は，排気筒又は排気口より放出する。また，当直長は排気放射線モニタの指示値を監視する。
表４２の２－１
放出箇所

測定項目

計測器種類

測定頻度

放出実施ＧＭ

焼却炉建屋

粒子状物質濃度試料放射能

1 週間に 1 回

運営ＧＭ

排気筒

（主要ガンマ線放出

測定装置（建屋換気空調系

核種）
使用済燃料

運転時）

希ガス濃度

排気放射線

共用プール

モニタ

排気口

（シンチレ

常時

当直長

（建屋換気空調系
運転時）

ーション）
よう素１３１濃度

試料放射能

１週間に１回粒子状物質濃度測定装置（建屋換気空調系（主要ガンマ線放出

運転時）

核種）
（放出管理用計測器の管理）
第４３条
各ＧＭは，表４３に定める放出管理用計測器について，同表に定める数量を確保する。
ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理又は代替品を補充する。
表４３
分

類

計測器種類

所管ＧＭ

放射性気体廃棄物

排気放射線モニタ

放出管理用計測器（シンチレーション）
試料放射能測定装置

数

量

機械第二ＧＭ

１台

環境モニタリングＧＭ

１台※１※１：表６１の試料放射能測定装置と共用

Ⅲ-1-6-11（頻度の定義）
第４４条
本章でいう測定※１頻度に関する考え方は，表４４のとおりとする。
表４４
頻度
毎日１回

考え方
午前０時を始期とする１日の間に１回実施

１週間に１回

月曜日を始期とする１週間に１回実施

１ヶ月に１回

毎月１日を始期とする１ヶ月間に１回実施

３ヶ月に１回常時

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ヶ月間に１回実施測定※１可能な状態において常に測定※１することを意味しており，点検時等の測定※１不能な期間を除く。

※１：監視も含む。

Ⅲ-1-6-12

附

則

附則（

）

（施行期日）
第１条
この規定は，原子力規制委員会の認可を受けた日から１０日以内に施行する。
２．第４０条の２における水位の監視については，水位計の設置が完了した貯留設備から順次適用する。
附則（平成２７年１１月１２日 原規規発第 1511128 号）（施行期日）
第１条
２．添付２（管理対象区域図）の免震重要棟２階他の管理対象区域図面の変更は，区域の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２７年１０月１５日 原規規発第 1510154 号）（施行期日）
第１条
２．第２６条及び第２７条については，水位監視装置の水位の再設定が完了し，運用を開始した時点から適用するものとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２７年９月１６日 原規規発第 1509166 号）（施行期日）
第１条
２．第４２条，第４２条の２及び第４３条については，運用補助共用施設排気放射線モニ
タ及び燃料貯蔵区域換気空調系の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２７年９月７日

原規規発第 1509071 号）（施行期日）
第１条
２．添付２（管理対象区域図）の免震重要棟２階他の管理対象区域図面の変更は，それぞれの区域の区域区分の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２６年７月９日

原規規発第 1407091 号）

Ⅲ-1-12-1

（施行期日）第１条
２．第５条，第３８条，第３９条，第４２条の２及び第８１条については，雑固体廃棄物焼却設備の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
３．添付１（管理区域図）及び添付２（管理対象区域図）の図面の変更は，それぞれの区
域の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２５年８月１４日 原規福発第 1308142 号）（施行期日）
第１条
２．第１７条第３項及び第４項の１号炉及び２号炉の復水貯蔵タンク水については，各号
炉の復水貯蔵タンクの運用開始時点からそれぞれ適用する。

Ⅲ-1-12-2