国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）
２ 原子力事業者等は、前項の記録の識別、保存、保護、検索及び廃棄に関し、所要の管理の方法を定めた手順書等を作成しなければならない。

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

第三章 経営責任者等の責任（経営責任者の原子力の安全のためのリーダーシップ）
第九条 経営責任者は、原子力の安全のためのリーダー
シップを発揮し、責任を持って品質マネジメントシス
テムを確立させ、実施させるとともに、その実効性を維持していることを、次に掲げる業務を行うことによって実証しなければならない。
一 品質方針を定めること。
二 品質目標が定められているようにすること。

第３章 経営責任者等の責任第９条（経営責任者の原子力の安全のためのリーダーシップ）

三 要員が、健全な安全文化を育成し、及び維持することに貢献できるようにすること。
四 第十八条に規定するマネジメントレビューを実施すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

5.経営者の責任

5. 経営者等の責任

5.1 経営者のコミットメント

5.1 経営者の関与

理事長は、品質マネジメントシステムの構築及び実施、並びにその理事長は、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、責任を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、次持って品質マネジメントシステムの構築、実施及びその有効性を継続の事項によって示す。

的に改善していることを実証するために、次の事項を行う。

a) 法令・規制要求事項を満たすことは当然のこととして、原子備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（現行a）～f)を、新a)～h)に整理・修正）[細目を削る]

力安全の重要性を組織内に周知する。

１ 第３号に規定する「要員が、健全な安全文化を育成し、及び維持することに貢献できるようにすること」とは、要員が健全な安全文化を育成し、維持する取組に参画できる環境を整えていることをいう。

b) 品質方針を設定する（5.3参照）。

a) 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（5.4.1参照）。

b) 品質目標が設定されてい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（5.6参照）。

[細目を削る]e) 資源が使用できることを確実にする（6.参照）。

[細目を削る]f) 安全文化を醸成するための活動を促進する。

c) 要員が、健全な安全文化を育成し、維持する取組に参画でき[細目を加える]d) マネジメントレビューを実施する。

[細目を加える]e) 資源が使用できることを確実にする。

[細目を加える]f) 関係法令・規制要求事項を遵守すること及び原子力の安全をる環境を整える。

五 資源が利用できる体制を確保すること。
六 関係法令を遵守することその他原子力の安全を確保することの重要性を要員に周知すること。

確保することの重要性を、組織内に周知する。

七 保安活動に関する担当業務を理解し、遂行する責任を有することを要員に認識させること。

[細目を加える]g) 保安活動に関して、担当する業務について理解し、遂行する[細目を加える]h) 全ての階層で行われる決定が、原子力の安全の確保について、責任を持つことを要員に認識させる。

八 全ての階層で行われる決定が、原子力の安全の確保について、その優先順位及び説明する責任を考慮して確実に行われるようにすること。
（原子力の安全の確保の重視）
第十条 経営責任者は、組織の意思決定に当たり、機器等及び個別業務が個別業務等要求事項に適合し、かつ、原子力の安全がそれ以外の事由により損なわれないようにしなければならない。

改正前後比較表

優先順位及び説明する責任を考慮して確実に行われるようにする。

第１０条（原子力の安全の確保の重視）
１ 第１０条に規定する「原子力の安全がそれ以外の事由により損なわれない」とは、例えば、コスト、工期等によって原子力の安全が損なわれないことをいう。

5.2 原子力安全の重視

5.2 原子力の安全の重視

原子力安全を優先に位置付け、理事長は、業務・原子炉施設に対す理事長は、原子力の安全の確保を最優先に位置付け、組織の意思決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及び定の際には、業務・原子炉施設に対する要求事項に適合し、かつ、原

8.2.1参照）。

子力の安全がその他の事由によって損なわれないようにすることを

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

確実にする。
（品質方針）
第十一条 経営責任者は、品質方針が次に掲げる事項に適合しているようにしなければならない。

一 組織の目的及び状況に対して適切なものであること。
二 要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの実効性の維持に経営責任者が責任を持って関与すること。

第１１条（品質方針）
１ 第１１条に規定する「品質方針」には、健全な安全文化を育成し、及び維持することに関するものを含む。
この場合において、技術的、人的及び組織的要因並びにそれらの間の相互作用が原子力の安全に対して影響を及ぼすものであることを考慮し、組織全体の安全文化のあるべき姿を目指して設定していること。
２ 第１号に規定する「組織の目的及び状況に対して適切なものであること」には、組織運営に関する方針と整合的なものであることを含む。

5.3 品質方針
理事長は、品質方針について、次の事項を確実にする。

5.3 品質方針(1) 理事長は、次に掲げる事項を満たす品質方針を設定する。これ

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更「5.3 品質方針」に、安全文化を育には、安全文化を育成し維持することに関するもの及び施設管 （a) 組織の目的に対して適切である。
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。

理に関する方針を含む。
a) 組織の目的及び状況に対して適切である。

成し維持することに関することを含
むことを明確化）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して責任を持って関与することを含む。

d) 組織全体に伝達され、理解される。

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。

e) 適切性の持続のためにレビューされる。

d) 組織全体に伝達され、理解される。

f) 組織運営に関する方針と整合性がとれている。

e) 品質マネジメントシステムの継続的な改善に責任を持って関与することを含む。
[細目を削る]三 品質目標を定め、評価するに当たっての枠組みとなるものであること。
四 要員に周知され、理解されていること。
五 品質マネジメントシステムの継続的な改善に経営責任者が責任を持って関与すること。

447
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（品質目標）

第１２条（品質目標）
5.4 計画１ 第１項に規定する「品質目標（個別業務等要求事項へ 5.4.1 品質目標
第十二条 経営責任者は、部門において、品質目標（個別 の適合のために必要な目標を含む。
）が定められている」(1) 理事長は、組織内のしかるべき部門及び階層で、業務・原子炉業務等要求事項への適合のために必要な目標を含む。
） には、品質目標を達成するための計画として、次の事項
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が定められているようにしなければならない。
を含む。
・実施事項
目標（7.1(3)a)参照）が設定されていることを確実にする。
・必要な資源・責任者
・実施事項の完了時期
・結果の評価方法

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

5.4 計画

原子力規制における検査制度の見直5.4.1 品質目標

しに伴う変更(1) 理事長は、安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契 （品質目標に関しては、
品管規則を踏約部長、部門長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課

まえ、保安活動の重要度に応じて、品長に、毎年度、品質目標（業務・原子炉施設に対する要求事項

質目標を達成するための計画を作成を満たすために必要な目標（7.1（4）b）参照）を含む。
）が設することを明確化）

定されていることを確実にする。
また、保安活動の重要度に応じて、品質目標を達成するための計画（7.1（4）参照）が作成されることを確実にする。

２ 経営責任者は、品質目標が、その達成状況を評価し得るものであって、かつ、品質方針と整合的なものとなるようにしなければならない。
（品質マネジメントシステムの計画）
第十三条 経営責任者は、品質マネジメントシステムが第四条の規定に適合するよう、その実施に当たっての計画が策定されているようにしなければならない。
２ 経営責任者は、品質マネジメントシステムの変更が計画され、それが実施される場合においては、当該品
質マネジメントシステムが不備のない状態に維持されているようにしなければならない。この場合において、保安活動の重要度に応じて、次に掲げる事項を適切に考慮しなければならない。

２ 第２項に規定する「その達成状況を評価し得る」とは、品質目標の達成状況を監視測定し、その達成状況を評価できる状態にあることをいう。

第１３条（品質マネジメントシステムの計画）(2) 品質目標は、その達成度が判定可能なものとし、品質方針との整合をとる。

5.4.2 品質マネジメントシステムの計画れていることを確実にする。

5.4.2 品質マネジメントシステムの計画

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更理事長は、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、

１ 第２項に規定する「品質マネジメントシステムの変更」には、プロセス及び組織等の変更（累積的な影響が生じ得るプロセス及び組織の軽微な変更を含む。）を含む。

(2) 品質目標は、その達成度が判定可能で、品質方針と整合がと「5.4.2 品質マネジメントシステム(1) 理事長は、4.1項に規定する要求事項を満たすために、品質マ （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

ネジメントシステムの構築と維持について、本品質マネジメンの計画」に、プロセス、組織改正等の定する。

ト計画を策定する。

変更に伴ってQMSを変更する場合の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(2) 理事長は、プロセス、組織等の変更を含む品質マネジメントシ

考慮事項を明確化（変更の目的によ

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ステムの変更を計画し、実施する場合には、管理責任者を通じって起こり得る結果（考慮すべきリて矛盾なく、整合性が取れている。

て、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スクを含む。
）、資源の可能性等））て矛盾なく、整合性が取れていることをレビューすることにより確実にする。この場合において、保安活動の重要度に応じて、
一 品質マネジメントシステムの変更の目的及び当該変更により起こり得る結果
二 品質マネジメントシステムの実効性の維持
三 資源の利用可能性
四 責任及び権限の割当て（責任及び権限）第十四条 経営責任者は、部門及び要員の責任及び権限
並びに部門相互間の業務の手順を定めさせ、関係する要員が責任を持って業務を遂行できるようにしなければならない。

２ 第２項第１号に規定する「起こり得る結果」には、組織の活動として実施する次の事項を含む（第２３条第３項第１号において同じ。
）。
・当該変更による原子力の安全への影響の程度の分析及び評価
・当該分析及び評価の結果に基づき講じた措置

次の事項を適切に考慮する。
[細目を加える]a) 変更の目的及びそれによって起こり得る結果(原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。)[細目を加える]b) 品質マネジメントシステムの有効性の維持[細目を加える]c) 資源の利用可能性[細目を加える]d) 責任及び権限の割当て

第１４条（責任及び権限）
5.5 責任、権限及びコミュニケーション
１ 第１４条に規定する「部門及び要員の責任」には、担5.5.1 責任及び権限
当業務に応じて、組織の内外に対し保安活動の内容につ理事長は、保安活動を実施するための責任及び権限を第５条及び第いて説明する責任を含む。
２ 第１４条に規定する「部門相互間の業務の手順」とは、
１０条に定め、組織全体に周知されていることを確実にする。なお、部門間で連携が必要な業務のプロセスにおいて、業務（情保安に関する組織の要員は、自らの職務の範囲において、その保安活報の伝達を含む。
）が停滞し、断続することなく遂行でき動の内容について説明する責任を有する。
る仕組みをいう。

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
理事長は、第４条、第５条及び第１０条に定める組織及び職務につ

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

いて、各職位を組織の管理者として、各組織を通じて全体に周知し、保安活動に関係する要員が理解することを確実にする。
また、保安活動に係る業務のプロセスに関する手順となる文書(4.2.1 参照)を定めさせ、関係する要員が自らの職務の範囲において、その保安活動の内容について責任を持って業務を遂行するようにする。
原子力規制における検査制度の見直（品質マネジメントシステム管理責任者）
第十五条 経営責任者は、品質マネジメントシステムを管理する責任者に、次に掲げる業務に係る責任及び権限を与えなければならない。
一 プロセスが確立され、実施されるとともに、その実効性が維持されているようにすること。
二 品質マネジメントシステムの運用状況及びその改5.5.2 管理責任者(1) 理事長は、安全・核セキュリティ統括部長を本部（監査プロセ

5.5.2 管理責任者

しに伴う変更「5.5.2 管理責任者」の業務に、管(1) 理事長は、監査プロセスにおいては統括監査の職を、本部（監 （スを除く。
）の管理責任者、敦賀廃止措置実証部門長を敦賀廃査プロセスを除く。
）においては安全・核セキュリティ統括部

理責任者は安全文化を育成し維持す

止措置実証本部及びもんじゅの管理責任者、統括監査の職を監

長を、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにおいては敦賀廃止ることにより、原子力の安全を確保

査プロセスの管理責任者とする。

措置実証部門担当理事を管理責任者とする。

するための認識を高めること及び関係法令を遵守することに取組むこと(2) 管理責任者は与えられている他の責任とかかわりなく、それぞ(2) 管理責任者は、与えられている他の責任と関わりなく、それぞ

を明確化）

448
17

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

善の必要性について経営責任者に報告すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前

改 正 後

れの領域において次に示す責任及び権限をもつ。

れの領域において次に示す責任及び権限をもつ。

a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立、実施及三健全な安全文化を育成し、及び維持することにより、原子力の安全の確保についての認識が向上するようにすること。

び維持を確実にする。
b) 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、理事長に報告する。

四 関係法令を遵守すること。

改正前後比較表

c) 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。

第 02 章_品質保証(第 3 条)

備考a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立、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の実施状況及び改善の必要性の有無について、理事長に報告する。
c) 組織全体にわたって、安全文化を育成し、維持することにより、
原子力の安全を確保するための認識を高めることを確実にする。

[細目を加える]（管理者）
第十六条 経営責任者は、次に掲げる業務を管理監督する地位にある者（以下「管理者」という。
）に、当該管理者が管理監督する業務に係る責任及び権限を与えなければならない。
一 個別業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、その実効性が維持されているようにすること。

第１６条（管理者）
１ 第１項に規定する「管理者」とは、職務権限を示す文
書において、管理者として責任及び権限を付与されている者をいう。なお、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置いて、その業務を行わせることができる。この場合において、当該責任者の責任及び権限は、文書で明確に定める必要がある。

5.5.3 プロセス責任者
理事長は、プロセスを管理する責任者（以下「プロセス責任者」という。
）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

5.5.3 管理者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。
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

次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。

d) 安全文化を醸成するための活動を促進する。
[細目を加える][号を加える]

四 健全な安全文化を育成し、及び維持すること。

（「5.5.3 プロセス責任者」を「5.5.3
管理者」に変更した（品質管理基準規a) 業務の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・原子炉施設に対する要求事項についての認識を高める。
c) 成果を含む業務の実施状況について評価する。

則との整合）。
また、管理者の役割として、次の事項
を明確化）
・安全文化を育成し維持すること、関係法令等を遵守することに取組むこと照）。
三 個別業務の実施状況に関する評価を行うこと。

原子力規制における検査制度の見直(1) 理事長は、5.5.1に定める管理者に、所掌する業務に関して、 しに伴う変更

ることを確実にする。

b) 業務に従事する要員の業務・原子炉施設に対する要求事項に二 要員の個別業務等要求事項についての認識が向上するようにすること。

d) 関係法令を遵守する。

d) 健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

・QMSの有効性を評価するため、年1回e) 関係法令を遵守する。

以上（年度末及び必要に応じて）、(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安 管理者による自己評価を行うこと
全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に ・管理者の代理として、プロセスを管五 関係法令を遵守すること。

[細目を加える][細目を加える]２ 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施しなければならない。

[細目を加える][細目を加える]実施する。
a) 品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業理する責任者（事業者検査責任者）を置くこと

務の実施状況を監視測定する。
b) 要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組を積極的に行えるようにする。

[細目を加える]一 品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定すること。

[号を加える]c) 原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。
d) 要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に原子炉施設の保安に関する問題の二 要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組を積極的に行えるようにすること。
三 原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達すること。

報告を行えるようにする。
e) 要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。
(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年1回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価(安全文化について強化すべき

四 常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を要員に定着させるとともに、要員が、積極的に原子力施設の保安に関する問題の報告を行えるようにすること。

分野等に係るものを含む。)を実施する。

五 要員が、積極的に業務の改善に対する貢献を行えるようにすること。
３ 管理者は、管理監督する業務に関する自己評価を、あらかじめ定められた間隔で行わなければならない。

２ 第３項に規定する「自己評価」には、安全文化についての弱点のある分野及び強化すべき分野に係るものを含む。

３ 第３項に規定する「あらかじめ定められた間隔」と449
18

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

は、品質マネジメントシステムの実効性の維持及び継続的な改善のために保安活動として取り組む必要がある課
題並びに当該品質マネジメントシステムの変更を考慮に入れて設定された間隔をいう（第１８条において同じ。
）。
（組織の内部の情報の伝達）第十七条 経営責任者は、組織内部の情報が適切に伝達さる仕組みが確立されているようにするとともに、品
質マネジメントシステムの実効性に関する情報が確実に伝達されるようにしなければならない。

第１７条（組織の内部の情報の伝達）
１ 第１７条に規定する「組織内部の情報が適切に伝達される仕組みが確立されているようにする」とは、品質マ
ネジメントシステムの運営に必要となるコミュニケーシ
ョンが必要に応じて行われる場や仕組みを決め、実行することをいう。
２ 第１７条に規定する「品質マネジメントシステムの実
効性に関する情報が確実に伝達される」とは、例えば、
第１８条に規定する品質マネジメントシステムの評価の結果を全ての要員に理解させるなど、組織全体で品質マ
ネジメントシステムの実効性に関する情報の認識を共有していることをいう。

（マネジメントレビュー）
第十八条 経営責任者は、品質マネジメントシステムの実効性を評価するとともに、改善の機会を得て、保安活動の改善に必要な措置を講ずるため、品質マネジメ
ントシステムの評価（以下「マネジメントレビュー」という。
）を、あらかじめ定められた間隔で行わなけ
ればならない。

5.5.4 内部コミュニケーション
理事長は、組織内コミュニケーションのための適切なプロセスが確

三 プロセスの運用状況
五 品質目標の達成状況

四 使用前事業者検査、定期事業者検査及び使用前検査（以下「使用前事業者検査等」という。
）並びに自主検査等の結果

六 健全な安全文化の育成及び維持の状況

七 関係法令の遵守状況
八 不適合並びに是正処置及び未然防止処置の状況

第１９条（マネジメントレビューに用いる情報）

理事長は、組織内のコミュニケーションが適切に行われることを確性に関してマネジメントレビューの会議等を通じて情報交換が行わ部門に敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議を、所長は、所れることを確実にする。

に安全・品質保証推進会議を置く。また、理事長は、マネジメントレ
ビューを通じて、原子炉施設の品質マネジメントシステムの有効性に関する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 マネジメントレビュー

5.6.1 一般

5.6.1 一般

(1) 理事長は、組織の品質マネジメントシステムが、引き続き、適(1) 理事長は、品質マネジメントシステムが、引き続き適切で、妥切、妥当かつ有効であることを確実にするために、「マネジメ

当で、かつ有効であることを確実にするために、「マネジメンントレビュー実施要領」に基づき、年度ごとに1回以上、品質マ

トレビュー実施要領」に基づき、年１回以上(年度末及び必要

ネジメントシステムをレビューする。

に応じて)、マネジメントレビューを実施する。

(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(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

評価及び品質方針を含む品質マネジメントシステムの変更の

ステムの変更の必要性の評価も行う。

必要性の評価も行う。

5.6.2 マネジメントレビューへのインプット

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）[号を削除]
5.6.2 マネジメントレビューへのインプット(1) 管理責任者は、マネジメントレビューへのインプット情報として、次の事項を含め報告する。

３ 第４号に規定する「自主検査等」とは、要求事項への適合性を判定するため、原子力事業者等が使用前事業者
検査等のほかに自主的に行う、合否判定基準のある検証、妥当性確認、監視測定、試験及びこれらに付随するものをいう（第４８条において同じ。
）。
４ 第６号に規定する「健全な安全文化の育成及び維持の状況」には、内部監査による安全文化の育成及び維持の取組状況に係る評価の結果及び管理者による安全文化についての弱点のある分野及び強化すべき分野に係る自己評価の結果を含む。
５ 第８号に規定する「不適合並びに是正処置及び未然防しに伴う変更実にするため、機構に中央安全審査・品質保証委員会を、部門長は、 （品管規則の制定に伴う変更）

マネジメントレビューへのインプットには、次の情報を含める。

１ 第２号に規定する「組織の外部の者の意見」とは、外部監査（安全文化の外部評価を含む。
）の結果（外部監査を受けた場合に限る。
）、地域住民の意見、原子力規制委
員会の意見等を含む。この場合において、外部監査とは、
原子力事業者等が外部の組織又は者から監査、評価等を受けることをいう。
２ 第３号に規定する「プロセスの運用状況」とは、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 Ｑ９００１（以下「ＪＩＳ Ｑ９００１」という。
）の「プロセスのパフォーマンス並びに製品及びサービスの適合」の状況及び「プロセスの監視測定で得られた結果」に相当するものをいう。

原子力規制における検査制度の見直立されることを確実にする。また、品質マネジメントシステムの有効(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）。
（マネジメントレビューに用いる情報）
第十九条 原子力事業者等は、マネジメントレビューにおいて、少なくとも次に掲げる情報を報告しなければならない。
一 内部監査の結果
二 組織の外部の者の意見

5.5.4 内部コミュニケーション

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（「5.6.2 マネジメントレビューへのa) 監査の結果

a) 内部監査の結果

インプット」として、安全文化を育成b) 原子力安全の達成に関する外部の受け止め方b) 組織の外部の者からの意見し維持する活動の実施状況及び関係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c) 保安活動に関するプロセスの成果を含む実施状況（品質目標法令等の遵守状況を適用するほか、む。
）並びに検査及び試験の結果の達成状況を含む。
）

次の追加事項の明確化）

d) 予防処置及び是正処置の状況[細目を削除]・資源の妥当性[細目を加える]d) 定期事業者検査及び自主検査等の結果

・保安活動の改善のために実施したe) 安全文化を醸成するための活動の実施状況

e) 安全文化を育成し、維持するための取組の実施状況(安全文

処置の有効性（これは、品質方針に影化について強化すべき分野等に係る自己評価の結果を含む。)

響を与える内外の重大な課題に対す

f) 関係法令の遵守状況

f) 関係法令の遵守状況[細目を加える]g) 不適合並びに是正処置及び未然防止処置の状況

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h) 前回までのマネジメントレビューの結果に対する処置状況のップ

る是正処置等の結果が該当する。
）

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) 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j) 改善のための提案[細目を加える]k) 資源の妥当性[細目を加える]l) 保安活動の改善のために実施した処置の有効性

45019国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

止処置の状況」には、組織の内外で得られた知見（技術的な進歩により得られたものを含む。
）並びに不適合その他の事象から得られた教訓を含む。
九 従前のマネジメントレビューの結果を受けて講じた措置
十 品質マネジメントシステムに影響を及ぼすおそれのある変更
十一 部門又は要員からの改善のための提案
十二 資源の妥当性
十三 保安活動の改善のために講じた措置の実効性

６ 第１３号に規定する「保安活動の改善のために講じた措置」には、品質方針に影響を与えるおそれのある組織の内外の課題を明確にし、当該課題に取り組むことを含む（第５２条第１項第４号において同じ。
）。

5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット（マネジメントレビューの結果を受けて行う措置）
第二十条 原子力事業者等は、マネジメントレビューの結果を受けて、少なくとも次に掲げる事項について決定しなければならない。

一 品質マネジメントシステム及びプロセスの実効性の維持に必要な改善第２０条（マネジメントレビューの結果を受けて行う措
置）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。

5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット(1) 理事長は、マネジメントレビューのアウトプットには、次の事
項に関する決定及び処置を含め、管理責任者に必要な改善を指

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）示する。

１ 第１号に規定する「実効性の維持に必要な改善」とは、
改善の機会を得て実施される組織の業務遂行能力を向上させるための活動をいう。

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

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b) 業務の計画及び実施に関連する保安活動の改善

c) 資源の必要性

c) 品質マネジメントシステムの実効性の維持及び継続的な改善[細目を加える][細目を加える][号を加える][号を加える]

二 個別業務に関する計画及び個別業務の実施に関連する保安活動の改善のために必要な資源
d) 健全な安全文化の育成及び維持に関する改善e) 関係法令の遵守に関する改善(2) マネジメントレビューの結果の記録を作成し、これを管理する（4.2.4参照）。
(3) 管理責任者は、（1）項で改善の指示を受けた事項について必要

三 品質マネジメントシステムの実効性の維持及び継続的な改善のために必要な資源
四 健全な安全文化の育成及び維持に関する改善五 関係法令の遵守に関する改善な処置を行う。

２ 第４号に規定する「健全な安全文化の育成及び維持の改善」には、安全文化についての弱点のある分野及び強化すべき分野が確認された場合における改善の検討を含む。

２ 原子力事業者等は、マネジメントレビューの結果の記録を作成し、これを管理しなければならない。
３ 原子力事業者等は、第一項の決定をした事項について、必要な措置を講じなければならない。

第四章 資源の管理
第４章 資源の管理
6.資源の運用管理（資源の確保）第２１条（資源の確保）
6.1 資源の提供
第二十一条 原子力事業者等は、原子力の安全を確 １ 第２１条に規定する「資源を明確に定め」とは、組織は、原子力安全に必要な資源を明確にし、提供する。
実なものにするために必要な次に掲げる資源を本規程の事項を実施するために必要な資源を特明確に定め、これを確保し、及び管理しなければ定した上で、組織の内部で保持すべき資源と組ならない。
織の外部から調達できる資源（本規程第２条４[号を加える]に規定する組織の外部から調達する者を含む。）[号を加える]とを明確にし、それを定めていることをいう。

6.資源の運用管理

原子力規制における検査制度の見直6.1 資源の確保

しに伴う変更理事長、安全・核セキュリティ統括部長、契約部長、部門長、実証（品管規則の制定に伴う変更）

本部長、室部長、所長及び所の部長は、保安活動に必要な次に掲げる
資源を明確にし、それぞれの権限及び責任において確保する。
(1) 人的資源（要員の力量）(2) インフラストラクチャ（個別業務に必要な施設、設備及びサー
ビスの体系）

一 要員
二 個別業務に必要な施設、設備及びサービスの ２ 第２号に規定する「個別業務に必要な施設、体系
設備及びサービスの体系」とは、ＪＩＳ Ｑ９００１の「インフラストラクチャ」をいう。

[号を加える](3) 作業環境[号を加える](4) その他必要な資源

451
20

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）
３ 第３号に規定する「作業環境」には、作業場所の放射線量、温度、照度、狭小の程度等の作業に影響を及ぼす可能性がある事項を含む。

三 作業環境四 その他必要な資源（要員の力量の確保及び教育訓練）

第２２条（要員の力量の確保及び教育訓練）

第二十二条 原子力事業者等は、個別業務の実施に必要な技能及び経験を有し、意図した結果を達成するために必要な知識及び技能並びにそれを適用する能力（以下「力量」という。
）が実証された者を要員に充てなければならない。

１ 第１項に規定する「力量」には、組織が必要とする技術的、人的及び組織的側面に関する知識を含む。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

6.2 人的資源

6.2 人的資源

原子力規制における検査制度の見直6.2.1 一般

6.2.1 一般

しに伴う変更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(1) 理事長、安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約

育、訓練、技能及び経験を判断の根拠として力量を有するものとする。

部長、部門長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長（品管規則の制定に伴う変更）

は、原子力の安全を確実なものにするために必要とする要員を明確にし、保安に係る組織体制を確保する。
[号を加える](2) 保安に係る各組織の要員には、業務に必要な教育・訓練、技能及び経験を判断の根拠として、力量のある者を充てる。

[号を加える](3) 外部へ業務を委託することで要員を確保する場合には、業務の範囲、必要な力量を明確にすることを確実にする。

２ 原子力事業者等は、要員の力量を確保するた
めに、保安活動の重要度に応じて、次に掲げる業務を行わなければならない。

原子力規制における検査制度の見直6.2.2 力量、教育・訓練及び認識
２ 第２項第２号に規定する「その他の措置」には、 6.2.2 力量、教育･訓練及び認識しに伴う変更(1)
組織は、次の事項を、「教育・訓練基本要領」に定め、実施する。ま
部門長は、要員の力量を確保するために、「教育・訓練基本要
必要な力量を有する要員を新たに配属し、又は雇用することを含む。
た、組織は、監査員の力量について「原子力安全監査実施要領」に定領」を定め、所長は、所の教育・訓練に関する管理要領を定め、 （品管規則の制定に伴う変更）
め、実施する。

一 要員にどのような力量が必要かを明確に定めること。
二 要員の力量を確保するために教育訓練その他の措置を講ずること。
三 前号の措置の実効性を評価すること。
四 要員が、自らの個別業務について次に掲げる事項を認識しているようにすること。
イ 品質目標の達成に向けた自らの貢献
ロ 品質マネジメントシステムの実効性を維持するための自らの貢献
ハ 原子力の安全に対する当該個別業務の重要性
五 要員の力量及び教育訓練その他の措置に係る記録を作成し、これを管理すること。

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保安活動の重要度に応じて、次の事項を確実に実施する。
a) 保安に係る業務に従事する要員に必要な力量を明確にする。

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b) 必要な力量を確保するための教育・訓練又はその他の処置を行う。

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。

c) 教育・訓練又はその他の処置の有効性を評価する。

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、d) 要員が、品質目標の達成に向けて自らが行う業務のもつ意味

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と重要性の認識及び原子力の安全に自らどのように貢献して識することを確実にする。

い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）。
[号を加える][号を加える]e) 要員の力量及び教育・訓練又はその他の処置についての記録を作成し、管理する（4.2.4参照）。
(2) 理事長は、監査員の力量について、「原子力安全監査実施要領」に定める。
(3) 安全・核セキュリティ統括部長は、本部における原子力の安全に影響を及ぼす業務のプロセスを明確にし、(1)項のa)からe)に準じた管理を行う。

(再掲)
第二十一条
二 個別業務に必要な施設、設備及びサービスの体系

6.3原子炉施設及びインフラストラクチャー

6.3 インフラストラクチャ

組織は、原子力安全の達成のために必要な原子炉施設を業務の計画

実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、インフラストラ（7.1参照）に係る文書にて明確にし、維持管理する。また、原子力安クチャ（個別業務に必要な施設、設備及びサービスの体系をいう。
）を全の達成のために必要なインフラストラクチャーを業務の計画（7.1「7.1 業務の計画」にて明確にし、これを維持管理する。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）参照）に係る文書にて明確にし、維持する。

再掲)
第二十一条
三 作業環境6.4 作業環境
組織は、原子力安全の達成のために必要な作業環境を業務の計画（7.1参照）に係る文書にて明確にし、運営管理する。

6.4 作業環境実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、保安のために業務に必要な作業環境を「7.1 業務の計画」にて明確にし、運営管理す原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

る。なお、この作業環境には、作業場所の放射線量、温度、照度及び狭隘の程度など作業に影響を及ぼす可能性がある事項を含む。

452
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改正前後比較表

改 正 前

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）
第五章 個別業務に関する計画の策定及び個別業務の実 第５章 個別業務に関する計画の策定及び個別業 7.業務の計画及び実施
7．業務の計画及び実施
原子力規制における検査制度の見直
施務の実施
7.1 業務の計画
しに伴う変更7.1 業務の計画（個別業務に必要なプロセスの計画）第２３条（個別業務に必要なプロセスの計画）(1) 部門長、実証本部長及び所長は、廃止措置管理、施設管理等（保 （「7.1 業務の計画」において、マニ(1) 組織は、業務を確実に実施するため、別表３－２の7.1 項に係第二十三条 原子力事業者等は、個別業務に必要なプロセスについて、計画を策定するとともに、そのプロセス
を確立しなければならない。

１ 第１項に規定する「計画を策定する」には、第４条第２項第３号の事項を考慮して計画を策定することを含む。

２ 原子力事業者等は、前項の計画と当該個別業務以外 ２ 第２項に規定する「個別業務当要求事項との整合性」のプロセスに係る個別業務等要求事項との整合性を確保しなければならない。

る文書及びそれらの文書に基づき作成する文書にて保安活動
に関する業務に必要なプロセスを計画し、構築する。
[号を加える]には、業務計画を変更する場合の整合性を含む。
(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

３原子力事業者等は、個別業務に関する計画（以下「個 ３ 第３項に規定する「個別業務に関する計画（以下「個別業務計画」という。
）の策定又は変更を行うに当たり、別業務計画」という。
）の策定又は変更」には、プロセ
次に掲げる事項を明確にしなければならない。
ス及び組織の変更（累積的な影響が生じ得るプロセス
一 個別業務計画の策定又は変更の目的及び当該計画及び組織の軽微な変更を含む。）を含む。
の策定又は変更により起こり得る結果の要求事項と整合をとる。

安規定に基づく保安活動）について業務に必要なプロセスの計

ュアル、作業手順書等、個々の作業計

画又は要領を別表３－１のとおり策定する。

画を個別業務の計画と位置付け、そ(2) 実証本部長、室部長、所長並びに所の部長及び課長は、別表３の計画を変更する場合には安全への－１に示す文書に基づき、個別業務に必要な計画（要領、手順

影響の程度に応じて必要な処置を行書、手引等）を作成して、業務を実施する。

うことを明確化）(3) 上記(1)､(2)の業務の計画は、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性(業務の計画を変更する場合を含む。)を確保する。

(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(4) 室部長、所の部長及び課長は、業務の計画の策定及び変更にあ確化する。

たっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への[細目を加える]a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得a) 業務・原子炉施設に対する品質目標及び要求事項b) 業務・原子炉施設に対する品質目標及び要求事項b) 業務・原子炉施設に特有な、プロセス及び文書の確立の必要

c) 業務・原子炉施設に特有なプロセス及び文書の確立の必要性

適用の程度とその内容を明確にする。
二 機器等又は個別業務に係る品質目標及び個別業務等
要求事項る結果(原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。)

三 機器等又は個別業務に固有のプロセス、品質マネジ
メント文書及び資源性、並びに資源の提供の必要性

四 使用前事業者検査等、検証、妥当性確認及び監視測
定並びにこれらの個別業務等要求事項への適合性を判定するための基準（以下「合否判定基準」という。
）
五 個別業務に必要なプロセス及び当該プロセスを実施した結果が個別業務等要求事項に適合することを実証するために必要な記録

４ 原子力事業者等は、策定した個別業務計画を、その個別業務の作業方法に適したものとしなければならない。

c) その業務・原子炉施設のための検証、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

並びに資源の提供の必要性
d) 業務・原子炉施設のための定期事業者検査、検証、妥当性確
認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準d) 業務・原子炉施設のプロセス及びその結果が、要求事項を満e) 業務・原子炉施設のプロセス及びその結果が要求事項を満た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）

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(5) 業務の計画は、個別業務の運営方法に適した形式で分かりやする。
[号を加える]いものとする。
(6) 安全・核セキュリティ統括部長、契約部長は、本部において原子炉施設の保安活動を支援するその他業務がある場合、該当する業務のプロセスを明確にし、上記(1)から(5)項に準じて業務の計画を策定し、管理する。

（個別業務等要求事項として明確にすべき事項）
第二十四条 原子力事業者等は、次に掲げる事項を個別業
務等要求事項として明確に定めなければならない。
二 関係法令一 組織の外部の者が明示してはいないものの、機器等又は個別業務に必要な要求事項
三 前二号に掲げるもののほか、原子力事業者等が必要とする要求事項

7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス

7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス

原子力規制における検査制度の見直7.2.1 業務・原子炉施設に対する要求事項の明確化

7.2.1 業務・原子炉施設に対する要求事項の明確化

しに伴う変更組織は、次の事項を業務の計画（7.1参照）に係る文書にて明確にする。

実証本部、室部長、所長並びに所の課長は、次の事項を「7.1 業務（品管規則の制定に伴う変更）の計画」において明確にする。
a) 業務・原子炉施設に適用される法令・規制要求事項a) 業務・原子炉施設に関連する法令・規制要求事項b) 明示されてはいないが、業務・原子炉施設に不可欠な要求事b) 明示されてはいないが、業務・原子炉施設に必要な要求事項

項c) 組織が必要と判断する追加要求事項すべて

c) 組織が必要と判断する追加要求事項（安全基準等）（個別業務等要求事項の審査）第二十五条 原子力事業者等は、機器等の使用又は個別業
務の実施に当たり、あらかじめ、個別業務等要求事項の審査を実施しなければならない。
２ 原子力事業者等は、前項の審査を実施するに当たり、次に掲げる事項を確認しなければならない。

7.2.2 業務・原子炉施設に対する要求事項のレビュー(1) 組織は、業務・原子炉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。

7.2.2 業務・原子炉施設に対する要求事項のレビュー(1) 室部長、所の課長は、業務・原子炉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

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）施する。
(2) レビューでは、次の事項を確実にする。
a) 業務・原子炉施設に対する要求事項が定められている。

(2) レビューでは、次の事項について確認する。
a) 業務・原子炉施設に対する要求事項が定められている。

453
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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

一 当該個別業務等要求事項が定められていること。
二 当該個別業務等要求事項が、あらかじめ定められた個別業務等要求事項と相違する場合においては、その相違点が解明されていること。
三 原子力事業者等が、あらかじめ定められた個別業務等要求事項に適合するための能力を有していること。
３ 原子力事業者等は、第一項の審査の結果の記録及び当該審査の結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

第二十六条 原子力事業者等は、組織の外部の者からの情報の収集及び組織の外部の者への情報の伝達のために、実効性のある方法を明確に定め、これを実施しなければならない。

（設計開発計画）第二十七条 原子力事業者等は、設計開発（専ら原子力施設において用いるための設計開発に限る。
）の計画（以下「設計開発計画」という。
）を策定するとともに、設計開発を管理しなければならない。

２ 原子力事業者等は、設計開発計画の策定において、次に掲げる事項を明確にしなければならない。
一 設計開発の性質、期間及び複雑さの程度
二 設計開発の各段階における適切な審査、検証及び妥当性確認の方法並びに管理体制
三 設計開発に係る部門及び要員の責任及び権限
四 設計開発に必要な組織の内部及び外部の資源
３ 原子力事業者等は、実効性のある情報の伝達並びに責任及び権限の明確な割当てがなされるようにするために、設計開発に関与する各者間の連絡を管理しなければならない。

改正前後比較表

改 正 前b) 業務・原子炉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・原子炉施設に対する要求事項が書面で示されない場合に第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

b) 業務・原子炉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) 当該組織が、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作成し、管理する（4.2.4参照）。
[号を削る]

は、組織はその要求事項を適用する前に確認する。

４ 原子力事業者等は、個別業務等要求事項が変更された
場合においては、関連する文書が改訂されるようにするとともに、関連する要員に対し変更後の個別業務等
要求事項が周知されるようにしなければならない。
（組織の外部の者との情報の伝達等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定(5) 業務・原子炉施設に対する要求事項が変更された場合には、組(4) 実証本部長、室部長、所長並びに所の部長及び課長は、業務・織は、関連する文書を修正する。また、変更後の要求事項が、原子炉施設に対する要求事項が変更された場合には、関連する

関連する要員に理解されていることを確実にする。

文書を改訂する。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。

第２６条（組織の外部の者との情報の伝達等）
１ 第２６条に規定する「組織の外部の者からの情報の収集及び外部の者への情報の伝達のために、実効性のある方法」には、次の事項を含む。
・組織の外部の者と効果的に連絡をし、適切に情報を通知する方法・予期せぬ事態における組織の外部の者との時宜を得た効果的な連絡方法
・原子力の安全に関連する必要な情報を組織の外部の者に確実に提供する方法
・原子力の安全に関連する組織の外部の者の懸念や期待を把握し、意思決定において適切に考慮する方法

7.2.3 外部とのコミュニケーション

7.2.3 外部とのコミュニケーション

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更組織は、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部門長は、原子力の安全に関して組織の外部の者と適切なコミュニめの効果的な方法を「コミュニケーション基本要領」にて明確にし、ケーションを図るため、効果的な方法を「コミュニケーション基本要（「7.2.3 外部とのコミュニケーシ

実施する。

領」にて明確にし、これを実施する。

ョン」に、原子力の安全に関して組織の外部の者と適切なコミュニケーシ
ョンを図るために、その方法を明確にすることを追記）

原子力規制における検査制度の見直7.3 設計・開発
7.3 設計・開発
第２７条（設計開発計画）
組織は、原子炉施設の設計・開発に関する事項を確実に実施するた部門長は、原子炉施設の設計・開発に関する事項を確実に実施する しに伴う変更
１ 第１項に規定する「設計開発」には、設備、施「7.3.1 設計・開発の計画」におい
め、次の事項を「設計・開発基本要領」に定め、実施する。
ため、「設計・開発基本要領」を定め、これに基づき所長は設計開発に （設、ソフトウェア及び手順書等に関する設計開発を含む。この場合において、原子力の安全のたては、品管規則を踏まえ、設備、施設
関する要領を定め、次の事項を管理する。
めに重要な手順書等の設計開発については、新のみならず、ソフトウェア及び原子
規制定の場合に加え、重要な変更がある場合に 7.3.1 設計・開発の計画
力の安全のために重要な手順書等に
7.3.1 設計・開発の計画も行う必要がある。
(1) 組織は、原子炉施設の設計・開発の計画を策定し、管理する。
(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、原子炉施設の設計・ 関する設計・開発を含むことを明確
２ 第１項に規定する「設計開発（専ら原子力施設
開発の計画を策定し、管理する。この設計・開発には、設備、 化）
において用いるための設計開発に限る。）の計画
施設、ソフトウェア及び原子力の安全のために重要な手順書等（以下「設計開発計画」という。）を策定する」
に関する設計・開発を含む。
には、不適合及び予期せぬ事象の発生等を未然(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。
(2) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の計画にに防止するための活動（第４条第２項第３号の事項を考慮して行うものを含む。）を行うことをおいて、次の事項を明確にする。
含む。
a) 設計・開発の段階
a) 設計・開発の性質、期間及び複雑さの程度
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

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の方法並びに管理体制

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

c) 設計・開発に関する部署及び要員の責任及び権限

責任を含む。
）及び権限[細目を加える]d) 設計開発に必要な内部及び外部の資源(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(3) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、効果的なコミュニケ

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ーションと責任及び権限の明確な割当てを確実にするために、

プ間のインタフェースを運営管理する。

設計・開発に関与する関係者（他部署を含む。
）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。

(4) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の進行に応じて、策定した計画を適切に変更する。

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品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

４ 原子力事業者等は、第一項の規定により策定された設計開発計画を、設計開発の進行に応じて適切に変更しなければならない。
（設計開発に用いる情報）
第二十八条 原子力事業者等は、個別業務等要求事項として設計開発に用いる情報であって、次に掲げるものを明確に定めるとともに、当該情報に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。
一 機能及び性能に係る要求事項
二 従前の類似した設計開発から得られた情報であって、当該設計開発に用いる情報として適用可能なもの
三 関係法令四 その他設計開発に必要な要求事項

7.3.2 設計・開発へのインプット

7.3.2 設計・開発へのインプット(1) 原子炉施設の要求事項に関連するインプットを明確にし、記録(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、原子炉施設の要求事を維持する（4.2.4参照）。インプットには、次の事項を含める。

項に関連するインプットを明確にし、記録を作成し、管理する

しに伴う変更（4.2.4参照）。インプットには次の事項を含める。

（品管規則の制定に伴う変更）

a) 機能及び性能に関する要求事項[細目を加える]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b) 適用可能な場合は、以前の類似した設計から得られた情報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c) 適用される法令・規制要求事項d) 設計・開発に不可欠なその他の要求事項[細目を削除](2) 原子炉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
いまいでなく、相反することがないこと。

d) 設計・開発に不可欠なその他の要求事項(2) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、これらのインプットについて、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、あいまいではなく、かつ、相反することがないよう

２ 原子力事業者等は、設計開発に用いる情報について、その妥当性を評価し、承認しなければならない。

にする。

（設計開発の結果に係る情報）第二十九条 原子力事業者等は、設計開発の結果に係る情報を、設計開発に用いた情報と対比して検証することができる形式により管理しなければならない。
２ 原子力事業者等は、設計開発の次の段階のプロセスに進むに当たり、あらかじめ、当該設計開発の結果に係る情報を承認しなければならない。
３ 原子力事業者等は、設計開発の結果に係る情報を、次に掲げる事項に適合するものとしなければならない。

第２９条（設計開発の結果に係る情報）
7.3.3 設計・開発からのアウトプット
１ 第１項に規定する「設計開発の結果に係る情報」とは、(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
例えば、機器等の仕様又はソフトウェアをいう。
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

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。

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。

一 設計開発に係る個別業務等要求事項に適合するものであること。

b) 調達、業務の実施（原子炉施設の使用を含む。
）に対して適切b) 調達、業務の実施及び原子炉施設の使用に対して適切な情報

二 調達、機器等の使用及び個別業務の実施のために適切な情報を提供するものであること。
三 合否判定基準を含むものであること。
四 機器等を安全かつ適正に使用するために不可欠な当該機器等の特性が明確であること。

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（設計開発レビュー）
第三十条 原子力事業者等は、設計開発の適切な段階において、設計開発計画に従って、次に掲げる事項を目的とした体系的な審査（以下「設計開発レビュー」という。
）を実施しなければならない。
一 設計開発の結果の個別業務等要求事項への適合性について評価すること。
二 設計開発に問題がある場合においては、当該問題の内容を明確にし、必要な措置を提案すること
２ 原子力事業者等は、設計開発レビューに、当該設計開発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の代表者及び当該設計開発に係る専門家を参加させなければならない。
３ 原子力事業者等は、設計開発レビューの結果の記録及び当該設計開発レビューの結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

原子力規制における検査制度の見直の前に、承認を受ける。

7.3.3 設計・開発からのアウトプット(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発からのア
ウトプット（機器等の仕様等）は、設計・開発へのインプット

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）と対比した検証を行うのに適した形式により管理する。また、次の段階に進める前に、承認をする。

(2) 設計・開発からのアウトプットは、次の状態にする。

(2) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発のアウト
プット（機器等の仕様等）は、次の状態とする。

な情報を提供する。
参照している。
d) 安全な使用及び適正な使用に不可欠な原子炉施設の特性を明を提供する。
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原子炉施設の特性を明

確にする。

確にする。

7.3.4 設計・開発のレビュー

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(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の適切な画されたとおりに（7.3.1 参照）体系的なレビューを行う。

段階において、次の事項を目的として、計画されたとおり

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。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（現行（2）を新（2）と（3）に分割）(7.3.1参照)に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・(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

開発段階に関連する部署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、及び必要な処る専門家を含める。

置があればその記録を維持する（4.2.4参照）。
[号を加える](3) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発のレビュ
ーの結果の記録及び必要な処置があればその記録を作成し、管理する（4.2.4参照）
。

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）（設計開発の検証）
第三十一条 原子力事業者等は、設計開発の結果が個別業
務等要求事項に適合している状態を確保するために、
設計開発計画に従って検証を実施しなければならない。

第３１条（設計開発の検証）
１ 第１項に規定する「設計開発計画に従って検証を実施
しなければならない」には、設計開発計画に従ってプ
ロセスの次の段階に移行する前に、当該設計開発に係る個別業務等要求事項への適合性の確認を行うこと含む。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

7.3.5 設計・開発の検証

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

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(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発からのア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

ウトプットが、設計・開発へのインプットとして与えられていために、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

たとおり(7.3.1参照)に検証を実施する。

備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（現行（1）を新（1）と（3）に分割）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

２ 原子力事業者等は、前項の検証の結果の記録及び当該検証結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

る。
[号を加える](2) 設計・開発の検証には、原設計者以外の者又はグループが実施する。
(3) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発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作成し、管理する（4.2.4参照）。

３ 原子力事業者等は、当該設計開発を行った要員に第一項の検証をさせてはならない。

（設計開発の妥当性確認）第三十二条 原子力事業者等は、設計開発の結果の個別業
務等要求事項への適合性を確認するために、設計開発計画に従って、当該設計開発の妥当性確認（以下この条において「設計開発妥当性確認」という。
）を実施しなければならない。

２ 原子力事業者等は、機器等の使用又は個別業務の実施に当たり、あらかじめ、設計開発妥当性確認を完了しなければならない。
３ 原子力事業者等は、設計開発妥当性確認の結果の記録
及び当該設計開発妥当性確認の結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

第３２条（設計開発の妥当性確認）
１ 第１項に規定する「当該設計開発の妥当性確認（以下この条において「設計開発妥当性確認」という。）を実施しなければならない」には、機器等の設置後でなければ妥当性確認を行うことができない場合において、当該機器等の使用を開始する前に、設計開発妥当性確認を行うことを含む。

7.3.6 設計・開発の妥当性確認

7.3.6 設計・開発の妥当性確認
原子力規制における検査制度の見直(1) 結果として得られる原子炉施設が、指定された用途又は意図さ(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の結果と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して得られる原子炉施設又は個別業務が、規定された性能、指しに伴う変更めに、計画した方法（7.3.1参照）に従って、設計・開発の妥当定された用途又は意図された用途に係る要求事項を満たし得（品管規則の制定に伴う変更）性確認を実施する。

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。ただし、当該原子炉施設の設置の後でなければ妥当性確認を行うことができない
場合は、当該原子炉施設の使用を開始する前に、設計・開発の妥当性確認を行う。

(2) 実行可能な場合にはいつでも、原子炉施設の使用前に、妥当性確認を完了する。

(2) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、実行可能な場合はい
つでも、原子炉施設を使用又は個別業務を実施するに当たり、あらかじめ、設計・開発の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）。

(3) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の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作成し、管理する（4.2.4参照）。

（設計開発の変更の管理）第三十三条 原子力事業者等は、設計開発の変更を行った
場合においては、当該変更の内容を識別することができるようにするとともに、当該変更に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。
２ 原子力事業者等は、設計開発の変更を行うに当たり、あらかじめ、審査、検証及び妥当性確認を行い、変更を承認しなければならない。

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。

7.3.7 設計・開発の変更管理(1) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の変更を

原子力規制における検査制度の見直行った場合は変更内容を識別するとともに、その記録を作成しに伴う変更し、管理する（4.2.4参照）。

（品管規則の制定に伴う変更）(2) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、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 原子力事業者等は、前項の審査において、設計開発の変更が原子力施設に及ぼす影響の評価（当該原子力施設を構成する材料又は部品に及ぼす影響の評価を含む。
）を行わなければならない。
４ 原子力事業者等は、第二項の審査、検証及び妥当性確認の結果の記録及びその結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

(3) 設計・開発の変更のレビューには、その変更が、当該の原子炉(3) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、設計・開発の変更の施設を構成する要素及び関連する原子炉施設に及ぼす影響のレビューにおいて、その変更が、当該原子炉施設を構成する要評価を含める。

素（材料又は部品）及び関連する原子炉施設に及ぼす影響の評価を行う。

(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）。

(4) 工事等を担当する室部長又は所の課長は、変更のレビュー、検証及び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作成し、管理する（4.2.4参照）
。

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改正前後比較表

改 正 前

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改 正 後

7.4 調達7.4 調達
組織は、「調達管理基本要領」に基づき調達を実施する。

部門長は、調達する製品又は役務（以下「調達製品等」という。
）の調達を着実にするため、「調達管理基本要領」（契約部長が所掌する事

備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）項を除く。
）を定め、これに基づき所長は調達に関する要領を定め、次の事項を管理する。
また、契約部長は、供給先の評価・選定に関する要領を定め、本部契約に関する業務を実施する。

第３４条（調達プロセス）（調達プロセス）
第三十四条 原子力事業者等は、調達する物品又は役務 １ 第２項に規定する「調達物品等に適用される（以下「調達物品等」という。
）が、自ら規定する調達管理の方法及び程度」には、力量を有する者を組物品等に係る要求事項（以下「調達物品等要求事項」
織の外部から確保する際に、外部への業務委託という。
）に適合するようにしなければならない。
の範囲を品質マネジメント文書に明確に定める
２ 原子力事業者等は、保安活動の重要度に応じて、調達ことを含む。
物品等の供給者及び調達物品等に適用される管理の方
法及び程度を定めなければならない。この場合におい ２ 第２項に規定する「管理の方法」とは、調達物品等が調達物品等要求事項に適合していることて、一般産業用工業品については、調達物品等の供給を確認する適切な方法（機器単位の検証、調達物者等から必要な情報を入手し当該一般産業用工業品が品等の妥当性確認等の方法）をいう。
調達物品等要求事項に適合していることを確認できる
ように、管理の方法及び程度を定めなければならない。 ３ 第２項に規定する「調達物品等の供給者等から入手し当該一般産業用工業品が調達物品等要求事項に適合していることを確認できるように、管理の方法及び程度を定めなければならない」には、例えば、次のように原子力事業者等が当該
一般産業用工業品に関する技術的な評価を行うことをいう。
・採用しようとする一般産業用工業品の技術情報を供給者等から入手し、原子力事業者等が当
該一般産業用工業品の技術的な評価を行うこと。
・一般産業用工業品を設置しようとする環境等の情報を供給者等に提供し、供給者等に当該一
般産業用工業品の技術的な評価を行わせること。

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。

7.4.1 調達プロセス(1) 室部長、所の部長及び課長は、調達製品等が規定された調達要求事項に適合することを確実にする。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（現行（3）を新（3）と（4）に分割）(2) 室部長、所の部長及び課長は、保安活動の重要度に応じて、供給者及び調達製品等に対する管理の方式と程度を定める。これには、一般産業用工業品を調達する場合は、供給者等から必要な情報を入手し、当該一般産業用工業品が要求事項に適合して(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。
[号を加える]いることを確認できるよう管理の方法及び程度を含める。
(3) 室部長、所の部長及び課長は、供給者が要求事項に従って調達製品等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。また、必要な場合には再評価する。
(4) 調達製品等の供給者の選定、評価及び再評価の基準は、「調達(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）。

管理基本要領」及び本部の供給先の評価・選定に関する要領に定める。
(5) 室部長、所の部長及び課長は、供給者の評価の結果の記録及び(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。

評価によって必要とされた処置があればその記録を作成し、管理する（4.2.4参照）。
(6) 部門長は、調達製品等の調達後における、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処置に関する方法を「調達管理基本要領」に定める。

３ 原子力事業者等は、調達物品等要求事項に従い、調達物品等を供給する能力を根拠として調達物品等の供給者を評価し、選定しなければならない。
４ 原子力事業者等は、調達物品等の供給者の評価及び選定に係る判定基準を定めなければならない。

５ 原子力事業者等は、第三項の評価の結果の記録及び当該評価の結果に基づき講じた措置に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。
６ 原子力事業者等は、調達物品等を調達する場合には、
個別業務計画において、適切な調達の実施に必要な事項（当該調達物品等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（原子力施設の保安に係るものに限る。
）の取得及び当該情報を他の原子力事業者等と共有するために必要な措置に関する事項を含む。
）を定めなければならない。

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品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）（調達物品等要求事項）
第三十五条 原子力事業者等は、調達物品等に関する情報に、次に掲げる調達物品等要求事項のうち、該当するものを含めなければならない。

第３５条（調達物品等要求事項）

改正前後比較表

改 正 前

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、次の事項のうち該当するものを含める。

一 調達物品等の供給者の業務のプロセス及び設備に係る要求事項a) 製品、手順、プロセス及び設備の承認に関する要求事項

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

7.4.2 調達要求事項(1) 室部長、所の部長及び課長は、調達製品等に関する要求事項をb) 要員の適格性確認に関する要求事項

三 調達物品等の供給者の品質マネジメントシステムに係る要求事項
１ 第１項第４号に規定する「不適合の報告」には、偽造品又は模造品等の報告を含む。

備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更仕様書にて明確にし、必要な場合には、次の事項のうち該当す（「7.4.2 調達要求事項」に、供給者る事項を含める。

の工場等で立会検査等をする場合にa) 製品、業務の手順、プロセス及び設備の承認に関する要求事
項

二 調達物品等の供給者の要員の力量に係る要求事項

四 調達物品等の不適合の報告及び処理に係る要求事
項
五 調達物品等の供給者が健全な安全文化を育成し、及び維持するために必要な要求事項
六 一般産業用工業品を機器等に使用するに当たっての評価に必要な要求事項
七 その他調達物品等に関し必要な要求事項
２ 原子力事業者等は、調達物品等要求事項として、原子力事業者等が調達物品等の供給者の工場等において使用前事業者検査等その他の個別業務を行う際の原子力規制委員会の職員による当該工場等への立入りに関することを含めなければならない。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定b) 要員の力量（適格性を含む。
）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c) 品質マネジメントシステムに関する要求事項d) 不適合の報告及び処理に関する要求事項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e) 安全文化を育成し維持するための活動に関する必要な要求[細目を加える]f) 一般産業用工業品を機器等に使用するに当たっての評価に

原子力規制委員会の職員が同行して工場等に立ち入ることを含めること
を明確化）

事項
[細目を加える]

必要な要求事項ℊ) その他調達物品等に関し必要な要求事項[号を加える](2) 室部長、所の部長及び課長は、前項に加え、調達製品等の要求事項として、供給者の工場等において立会いや記録確認等の活２ 第２項に規定する「その他の個別業務」とは、例えば、原子力事業者等が、プロセスの確認、検証及び妥当性確認のために供給者が行う活動への立会いや記録確認等を行うことをいう。

動を行う際、原子力規制委員会の職員による当該工場等への立入りに関することを含める。
(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) 室部長、所の部長及び課長は、供給者に調達製品等に関する情報を伝達する前に、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 原子力事業者等は、調達物品等の供給者に対し調達物品等に関する情報を提供するに当たり、あらかじめ、
当該調達物品等要求事項の妥当性を確認しなければならない。

(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(4) 室部長、所の部長及び課長は、調達製品等を受領する場合には、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。

調達製品等の供給者に対し、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。

４ 原子力事業者等は、調達物品等を受領する場合には、調達物品等の供給者に対し、調達物品等要求事項への適合状況を記録した文書を提出させなければならない。
（調達物品等の検証）
第三十六条 原子力事業者等は、調達物品等が調達物品等要求事項に適合しているようにするために必要な検証の方法を定め、実施しなければならない。

7.4.3 調達製品の検証(1) 室部長、所の部長及び課長は、調達製品等が、規定した調達要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、必要な検査又て、実施する。
２ 原子力事業者等は、調達物品等の供給者の工場等において調達物品等の検証を実施することとしたときは、
当該検証の実施要領及び調達物品等の供給者からの出荷の可否の決定の方法について調達物品等要求事項の中で明確に定めなければならない。

しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

はその他の活動を仕様書に定めて、検証を実施する。

(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(2) 室部長、所の部長及び課長は、供給者先で検証を実施すること

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にした場合には、その検証の要領及び調達製品等のリリース事項の中で明確にする。

（出荷許可）の方法を調達要求事項(7.4.2参照)の中で明確に

7.5 業務の実施参照）に従って、次の事項を実施する。
7.5.1 業務の管理
次の事項のうち該当するものを含める。

１ 第１号に規定する「原子力施設の保安のために必要な情報」には、次の事項を含む。
・保安のために使用する機器等又は実施する個別業務の特性
・当該機器等の使用又は個別業務の実施により達成す

7.5 業務の実施
実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、業務の計画（7.1

組織は、業務を管理された状態で実施する。管理された状態には、

二 手順書が必要な時に利用できる体制にあること。
三 当該個別業務に見合う設備を使用していること。

原子力規制における検査制度の見直する。

（個別業務の管理）第３７条（個別業務の管理）第三十七条 原子力事業者等は、個別業務計画に基づき、個別業務を次に掲げる事項（当該個別業務の内容等か
ら該当しないと認められるものを除く。
）に適合するように実施しなければならない。

一 原子力施設の保安のために必要な情報が利用できる体制にあること。

7.4.3 調達製品等の検証(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

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

7.5.1 個別業務の管理
実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、原子炉施設の廃止措置管理、施設管理等の保安活動について、個別業務の計画に従って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) 原子力安全とのかかわりを述べた情報が利用できる。

a) 原子力施設の保安のために必要な情報が利用できる。

b) 必要に応じて、作業手順が利用できる。

b) 必要な時に、作業手順が利用できる。

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

四 監視測定のための設備が利用できる体制にあり、かつ、当該設備を使用していること。
五 第四十七条の規定に基づき監視測定を実施していること。
六 この規則の規定に基づき、プロセスの次の段階に進むことの承認を行っていること。

べき結果

４ 原子力事業者等は、第一項の妥当性確認の対象とされたプロセスについて、次に掲げる事項（当該プロセスの内容等から該当しないと認められるものを除く。
）を明確にしなければならない。
一 当該プロセスの審査及び承認のための判定基準
二 妥当性確認に用いる設備の承認及び要員の力量を確認する方法（識別管理）
第三十九条 原子力事業者等は、個別業務計画及び個別業
務の実施に係る全てのプロセスにおいて、適切な手段
により、機器等及び個別業務の状態を識別し、管理しなければならない。

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 前

改 正 後

c) 適切な設備を使用している。

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。

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。

e) 監視及び測定が実施されている(8.2.3参照)。

f) 業務のリリースが実施されている。

f) 業務のリリース（次工程への引渡し）が規定どおりに実施さ

7.5.2 業務の実施に関するプロセスの妥当性確認

備考

7.5.2 個別業務に関するプロセスの妥当性確認

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更(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(1) 室部長、所の部長及び課長は、業務実施の過程で結果として生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

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（ 「7.5.2 業務に関するプロセスのが実施された後でしか不具合が顕在化しない場合には、組織が不可能な場合には、その業務の該当するプロセスの妥当性確

妥当性確認」に、妥当性確認を行ったは、その業務の該当するプロセスの妥当性確認を行う。

認を行う。これらのプロセスには、業務が実施されてからでし場合、記録を作成し、管理することをか不具合が顕在化しないようなプロセスが含まれる。

明確にした。なお、妥当性確認の管理(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。

(2) 室部長、所の部長及び課長は、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。

[号を加える](3) 室部長、所の部長及び課長は、妥当性確認を行った場合は、そ(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(4) 室部長、所の部長及び課長は、これらのプロセスについて、次の方法は個別業務の計画の中に含めることを明確にした。

の結果の記録を作成し、管理する(4.2.4参照)。
ものを含んだ手続きを確立する。

の事項のうち該当するものを含んだ管理の方法を個別業務の計画の中で明確にする。

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b) 妥当性確認に用いる設備の承認及び要員の力量の確認の方

c) 所定の方法及び手順の適用

c) 妥当性確認の方法（所定の方法及び手順を変更した場合の再法

１ 第４項第３号に規定する「妥当性確認」には、対象となる個別業務計画の変更時の再確認及び一定期間が経過した後に行う定期的な再確認を含む。
第３９条（識別管理）
１ 第３９条に規定する「機器等及び個別業務の状態を識別」とは、不注意による誤操作、検査の設定条件の不備
又は実施漏れ等を防ぐために、例えば、札の貼付けや個別業務の管理等により機器等及び個別業務の状態を区別することをいう。

（トレーサビリティの確保）
第四十条 原子力事業者等は、トレーサビリティ（機器等の使用又は個別業務の実施に係る履歴、適用又は所在を追跡できる状態をいう。
）の確保が個別業務等要求事項である場合においては、機器等又は個別業務を識別し、これを記録するとともに、当該記録を管理しなけ
ればならない。
（組織の外部の者の物品）第四十一条 原子力事業者等は、組織の外部の者の物品を所持している場合においては、必要に応じ、記録を作成し、これを管理しなければならない。

改正前後比較表

れている。

（個別業務の実施に係るプロセスの妥当性確認）第３８条（個別業務の実施に係るプロセスの妥当性確第三十八条 原子力事業者等は、個別業務の実施に係るプ 認）
ロセスについて、それ以降の監視測定では当該プロセスの結果を検証することができない場合（個別業務が実施された後にのみ不適合その他の事象が明確になる場合を含む。
）においては、妥当性確認を行わなければならない。
２ 原子力事業者等は、前項のプロセスが個別業務計画に定めた結果を得ることができることを、同項の妥当性確認によって実証しなければならない。
３ 原子力事業者等は、妥当性確認を行った場合は、その結果の記録を作成し、これを管理しなければならない。

三 妥当性確認の方法

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定現行c）と（e）を新(c)に統合

確認を含む。
）
d) 記録に関する要求事項（4.2.4参照）

d) 記録に関する要求事項e) 妥当性の再確認[細目を削除]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・原子炉施設を識別する。
(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

7.5.3 識別管理及びトレーサビリティ(1) 室部長、所の部長及び課長は、業務の計画及び実施の全過程に

原子力規制における検査制度の見直おいて、監視及び測定の要求事項に関連して適切な手段で業しに伴う変更務・原子炉施設を識別し、管理する。

（品管規則の制定に伴う変更）[号を削除]の要求事項に関連して、業務・原子炉施設の状態を識別する。

第４１条（組織の外部の者の物品）
１ 第４１条に規定する「組織の外部の者の物品」とは、
ＪＩＳ Ｑ９００１の「顧客又は外部提供者の所有物」をいう。

(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、(2) 室部長、所の部長及び課長は、トレーサビリティが要求事項と業務・原子炉施設について一意の識別を管理し、記録を維持すなっている場合には、業務・原子炉施設について固有の識別をる（4.2.4参照）。

し、その記録を管理する（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）。

7.5.4 組織外の所有物(1) 室部長、所の部長及び課長は、管理下にある組織外の所有物の原子力規制における検査制度の見直

うち原子力の安全に影響を及ぼす可能性のあるものについて、 しに伴う変更
当該機器等に対する紛失、損傷等を防ぐためリスト化し、識別（品管規則の制定に伴う変更）や保護など取扱いに注意を払い、紛失、損傷した場合は記録を作成し、管理する（4.2.4参照）
。

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）（調達物品の管理）第４３条（監視測定のための設備の管理）

改正前後比較表

改 正 前

7.5.5 調達製品の保存第四十二条 原子力事業者等は、調達した物品が使用されるまでの間、当該物品を調達物品等要求事項に適合するよう管理（識別表示、取扱い、包装、保管及び保護を含む。
）しなければならない。

（監視測定のための設備の管理）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

7.5.5 調達製品の保存

組織は、調達製品の検証後、受入から据付（使用）までの間、要求室部長、所の部長及び課長は、調達製品の検収後、受入から据付、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、使用されるまでの間、調達製品を要求事項への適合を維持した状態の該当する場合、識別、取扱い、包装、保管及び保護を含める。保存は、まま保存する。この保存には、識別表示、取扱い、包装、保管及び保取替品、予備品にも適用する。

護を含める。なお、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

7.6 監視機器及び測定機器の管理部門長は、「監視機器及び測定機器管理基本要領」を定め、これに基づき所長は監視機器及び測定機器の管理に関する要領を定め、次の管

備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）理を行う。

第四十三条 原子力事業者等は、機器等又は個別業
務の個別業務等要求事項への適合性の実証に必
要な監視測定及び当該監視測定のための設備を明確に定めなければならない。

(1) 業務・原子炉施設に対する要求事項への適合性を実証するため(1) 所の部長及び課長は、業務・原子炉施設に対する要求事項へのに、組織は、実施すべき監視及び測定を業務の計画（7.1 参照）

適合性を実証するために、実施すべき監視及び測定を個別業務に係る文書にて明確にする。また、そのために必要な監視機器の計画の中で明確にする。また、そのために必要な監視機器及及び測定機器を業務の計画（7.1 参照）に係る文書にて明確に

び測定機器を明確にする。

する。

２ 原子力事業者等は、前項の監視測定について、実施可能であり、かつ、当該監視測定に係る要求事項と整合性のとれた方法で実施しなければならない。
３ 原子力事業者等は、監視測定の結果の妥当性を確保するために、監視測定のために必要な設備を、次に掲げる事項に適合するものとしなければならない。
一 あらかじめ定められた間隔で、又は使用の前 １ 第３項第１号に規定する「あらかじめ定められに、計量の標準まで追跡することが可能な方法 た間隔」とは、第２３条第１項の規定に基づき定め（当該計量の標準が存在しない場合にあって た計画に基づく間隔をいう。
は、校正又は検証の根拠について記録する方法）
により校正又は検証がなされていること。
三 所要の調整がなされていること。

(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(2) 所の部長及び課長は、監視及び測定の要求事項との整合性を確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。

立し、業務の計画（7.1参照）に係る文書にて明確にする。
(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(3) 所の部長及び課長は、測定値の正当性を保証しなければならな器に関し、「監視機器及び測定機器管理基本要領」に基づき、次い場合には、測定機器に関し、「監視機器及び測定機器管理基の事項を満たすものにする。

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、又はその両ース可能な計量標準に照らして校正又は検証する。
そのような方を行う。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証に用いた基準を記録する（4.2.4参照）。

。
し、管理する（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。

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。

c) 校正の状態が明確にできる識別をする。

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

ニ 校正の状態が明確になるよう、識別されていること。
四 監視測定の結果を無効とする操作から保護されていること。
五 取扱い、維持及び保管の間、損傷及び劣化から保護されていること。
４ 原子力事業者等は、監視測定のための設備に係る要求事項への不適合が判明した場合においては、従前の監視測定の結果の妥当性を評価し、これを記録しなければならない。
５ 原子力事業者等は、前項の場合において、当該監視測定のための設備及び同項の不適合により影響を受けた機器等又は個別業務について、適切な措置を講じなければならない。
６ 原子力事業者等は、監視測定のための設備の校正及び検証の結果の記録を作成し、これを管理本要領」に基づき、次の事項を満たすようにする。

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。

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）
。組織は、
その機器、
及び影響を受けた業務・原子炉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）。
[号を加える](4) 所の部長及び課長は、測定機器が要求事項に適合していないこ

原子力規制における検査制度の見直とが判明した場合には、その測定機器でそれまでに測定した結しに伴う変更果の妥当性を評価し、記録する（4.2.4参照）。また、その機器（現行e）を新e)、(4)、(5)

及び影響を受けた業務・原子炉施設に対して、適切な処置を行の３つに分割）う。
[号を加える](5) 所の部長及び課長は、監視機器及び測定機器の校正及び検証の結果の記録を作成し、管理する（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(6) 所の部長及び課長は、規定要求事項に係る監視及び測定にコン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

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）
しなければならない。
７ 原子力事業者等は、監視測定においてソフトウ
ェアを使用することとしたときは、その初回の使用に当たり、あらかじめ、当該ソフトウェアが意図したとおりに当該監視測定に適用されていることを確認しなければならない。

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

第六章 評価及び改善（監視測定、分析、評価及び改善）第四十四条 原子力事業者等は、監視測定、分析、評価及び改善に係るプロセスを計画し、実施しなければならない。

２ 原子力事業者等は、要員が前項の監視測定の結果を利用できるようにしなければならない。

第６章 評価及び改善第４４条（監視測定、分析、評価及び改善）
１ 第１項に規定する「監視測定、分析、評価及び改善に係るプロセス」には、取り組むべき改善に関係する部
門の管理者等の要員を含め、組織が当該改善の必要性、
方針、方法等について検討するプロセスを含む。
３ 第２項に規定する「要員が前項の監視測定の結果を利用できるようにしなければならない」とは、要員が情報を容易に取得し、改善活動に用いることができる体制があることをいう。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後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

トウェアを組み込んだシステムが意図した監視及び測定がでは、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再確認する。

て実施する。

8.評価及び改善

8．評価及び改善

8.1 一般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。

(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）

証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、次の事項のために必要となる監視測定、分析、評価及び改善のプロセスを「8.2監視及び測定」から「8.5改善」に従って計画し、実施する。なお、改善のプロセスには、関係する管理者等を含めて改善の必要性、方針、方法等について検討するプロセスを含む。

a) 業務・原子炉施設に対する要求事項への適合を実証する。

a) 業務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。

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。

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(2) 監視測定の結果は、必要な際に、要員が利用できるようにする。

の程度を決定することを含める。

（組織の外部の者の意見）第４５条（組織の外部の者の意見）

第四十五条 原子力事業者等は、監視測定の一環として、 １ 第１項に規定する「組織の外部の者の意見を把握」に
原子力の安全の確保に対する組織の外部の者の意見をは、例えば、外部監査結果の把握、地元自治体及び地把握しなければならない。
元住民の保安活動に関する意見の把握並びに原子力規制委員会の指摘等の把握がある。
２ 原子力事業者等は、前項の意見の把握及び当該意見の反映に係る方法を明確に定めなければならない。

8.2 監視及び測定
8.2.1 原子力安全の達成

8.2 監視及び測定

原子力規制における検査制度の見直8.2.1 組織の外部の者の意見しに伴う変更(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実組織は、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証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、品質マネジメ

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

力の安全を確保しているかどうかに関して組織の外部の者が及び使用方法を「コミュニケーション基本要領」に定める。

どのように受けとめているかについての情報を外部コミュニ（品管規則の制定に伴う変更）

ケーション（7.2.3参照）により入手し、監視する。
[号を加える](2) この情報は、分析し、マネジメントレビュー等による改善のための情報に反映する。
原子力規制における検査制度の見直（内部監査）
第四十六条 原子力事業者等は、品質マネジメントシステ
ムについて、次に掲げる要件への適合性を確認にするために、保安活動の重要度に応じて、あらかじめ定められた間隔で、客観的な評価を行う部門その他の体制により内部監査を実施しなければならない。
一 この規則の規定に基づく品質マネジメントシステ
ムに係る要求事項
二 実効性のある実施及び実効性の維持
２ 原子力事業者等は、内部監査の判定基準、監査範囲、頻度、方法及び責任を定めなければならない。
３ 原子力事業者等は、内部監査の対象となり得る部門、個別業務、プロセスその他の領域（以下単に「領域」という。
）の状態及び重要性並びに従前の監査の結果を考慮して内部監査の対象を選定し、かつ、内部監査の実施に関する計画（以下「内部監査実施計画」という。
）
を策定し、及び実施することにより、内部監査の実効第４６条（内部監査）
１ 第１項に規定する「客観的な評価を行う部門その他の体制により内部監査を実施」するに当たり、重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置が要求されていな
い原子力施設においては、内部監査の対象に関与していない要員に実施させることができる。

8.2.2 内部監査

8.2.2 内部監査

しに伴う変更(1) 組織は、品質マネジメントシステムの次の事項が満たされてい(1) 理事長は、品質マネジメントシステムの次の事項が満たされて（「8.2.2 内部監査」に、内部監査員

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客いるか否かを確認するため、毎年度１回以上、内部監査の対象の要件と監査結果に対する処置の方

観的な評価を行うことができる組織により内部監査を実施す

業務に関与しない要員により、統括監査の職に内部監査を実施

法を明確にした。

る。

させる。

内部監査員は、重大事故の発生及び

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

a) 4.2.2品質マニュアルにおいて定める「新型転換炉原型炉ふげ拡大の防止に必要な措置が要求されしているか、JEAC4111の要求事項に適合しているか、及び組織

ん及び高速増殖原型炉もんじゅ品質マネジメント計画書」ている再処理施設にあっては客観的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な評価を行う部署の要員とし、それか。

以外の施設は内部監査の対象業務に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

b) 実効性のある実施及び実効性の維持

監査結果に対しては、被監査部門のいるか。
[号を加える]

関与しない要員が実施するとした。

(2) 理事長は、内部監査の判定基準、監査対象、頻度、方法及び責任を定める。

管理者がQMSに従って是正処置等を行い、その結果を統括監査の職に報告するとした。
）

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

性を維持しなければならない。
４ 原子力事業者等は、内部監査を行う要員（以下「内部監査員」という。
）の選定及び内部監査の実施においては、客観性及び公平性を確保しなければならない。
５ 原子力事業者等は、内部監査員又は管理者に自らの個別業務又は管理下にある個別業務に関する内部監査をさせてはならない。
６ 原子力事業者等は、内部監査実施計画の策定及び実施
並びに内部監査結果の報告並びに記録の作成及び管理について、その責任及び権限並びに内部監査に係る要求事項を手順書等に定めなければならない。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後(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(3) 理事長は、内部監査の対象となり得る部門、個別業務、プロセ

性、並びにこれまでの監査結果を考慮して、監査プログラムをス、その他の領域(以下「領域」という。)の状態及び重要性並策定する。監査の基準、範囲、頻度及び方法を定める。監査員

びに従前の監査の結果を考慮して内部監査の対象を選定する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とともに、内部監査に関する基本計画を策定し、実施させるこ

公平性を確保する。監査員は、自らの業務を監査しない。

とにより、内部監査の実効性を維持する。また、統括監査の職

備考は、前述の基本計画を受けて実施計画を策定し内部監査を行う。
２ 第６項に規定する「権限」には、必要に応じ、内部監
査員又は内部監査を実施した部門が内部監査結果を経営責任者に直接報告する権限を含む。

[号を加える](4) 統括監査の職は、内部監査を行う要員(以下「内部監査員」という。)の選定及び内部監査の実施において、客観性及び公平性を確保する。

[号を加える](5) 統括監査の職は、内部監査員に自らの個別業務又は管理下にある個別業務に関する内部監査をさせない。

７ 原子力事業者等は、内部監査の対象として選定された領域に責任を有する管理者に内部監査結果を通知しなければならない。
８ 原子力事業者等は、不適合が発見された場合には、前項の通知を受けた管理者に、不適合を除去するための措置及び是正処置を遅滞なく講じさせるとともに、当該措置の検証を行わせ、その結果を報告させなければならない。

(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(6) 理事長は、監査に関する計画の作成及び実施並びに監査結果の及び権限、並びに要求事項を「原子力安全監査実施要領」に規報告並びに記録の作成及び管理について、その責任及び権限並定する。

びに監査に係る要求事項を「原子力安全監査実施要領」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）。

(7) 統括監査の職は、理事長に監査結果を報告し、内部監査の対象として選定された領域に責任を有する管理者に内部監査結果を通知する。

（プロセスの監視測定）第四十七条 原子力事業者等は、プロセスの監視測定を行う場合においては、当該プロセスの監視測定に見合う方法により、これを行わなければならない。

２ 原子力事業者等は、前項の監視測定の実施に当たり、保安活動の重要度に応じて、保安活動指標を用いなければならない。
３ 原子力事業者等は、第一項の方法により、プロセスが第十三条第一項及び第二十三条第一項の計画に定めた結果を得ることができることを実証しなければならない。
４ 原子力事業者等は、第一項の監視測定の結果に基づき、保安活動の改善のために、必要な措置を講じなければならない。
５ 原子力事業者等は、第十三条第一項及び第二十三条第一項の計画に定めた結果を得ることができない場合又は当該結果を得ることができないおそれがある場合においては、個別業務等要求事項の適合性を確保するために、当該プロセスの問題を特定し、当該問題に対して適切な措置を講じなければならない。

第４７条（プロセスの監視測定）
１ 第１項に規定する「監視測定」の対象には、機器等及び保安活動に係る不適合についての弱点のある分野及び強化すべき分野等に関する情報を含む。
２ 第１項に規定する「監視測定」の方法には、次の事項を含む。
・監視測定の実施時期
・監視測定の結果の分析及び評価の方法並びに時期(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(8) 内部監査の対象として選定された領域に責任を有する管理者

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

は、前項において不適合が発見された場合には、不適合を除去

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、とするための措置及び是正処置を遅滞なく講じるとともに、当該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）。

措置の検証を行い、それらの結果を統括監査の職に報告する。

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、適切な方法を適用する。

8.2.3 プロセスの監視及び測定(1) 理事長、安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更部長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、品質（「8.2.3 プロセスの監視及び測定」

マネジメントシステムのプロセスの監視及び測定を行う。

に、保安活動の状況を示す保安活動

この監視及び測定の対象には機器等及び保安活動に係る不指標（PI）を活用すること及び計画ど適合についての強化すべき分野等に関する情報を含める。まおりの結果を得ることができない場

た、監視及び測定の方法には、次の事項を含める。

合、又はできないおそれがある場合、[細目を加える]a) 監視及び測定の時期問題を特定し、修正及び是正処置を[細目を加える]b) 監視及び測定の結果の分析及び評価の方法とることを明確にした。また、保安活[号を加える](2) これらの実施に当たり、保安活動の重要度に応じて、保安活動指標を用いる。

(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。
[号を加える](3) 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動の改善のために、監視及び測定の状況について情報を共有し、必要な処置を行うことを明確化）があることを実証するものとする。
(4) 所長並びに所の部長及び課長は、プロセスの監視及び測定の状況について情報を共有し、その結果に応じて、保安活動の改善のために必要な処置を行う。

(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。

(5) 計画どおりの結果が達成できない又は達成できないおそれがある場合には、当該プロセスの問題を特定し、適切に、修正及び是正処置を行う。

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前

8.2.4 検査及び試験（機器等の検査等）
第四十八条 原子力事業者等は、機器等に係る要求事項への適合性を検証するために、個別業務計画に従って、個別業務の実施に係るプロセスの適切な段階において、使用前事業者検査等又は自主検査等を実施しなけ
ればならない。

第４８条（機器等の検査等）

２ 原子力事業者等は、使用前事業者検査等又は自主検査等の結果に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

１ 第２項に規定する「使用前事業者検査等又は自主検査等の結果に係る記録」には、必要に応じ、検査に使用した試験体や計測機器等に関する記録を含む。

３ 原子力事業者等は、プロセスの次の段階に進むことの承認を行った要員を特定することができる記録を作成し、これを管理しなければならない。
４ 原子力事業者等は、個別業務計画に基づく使用前事業者検査等又は自主検査等を支障なく完了するまでは、プロセスの次の段階に進むことの承認をしてはならな
い。ただし、当該承認の権限を持つ要員が、個別業務計画に定める手順により特に承認をする場合は、この限りでない。
５ 原子力事業者等は、保安活動の重要度に応じて、使用前事業者検査等の独立性（使用前事業者検査等を実施する要員をその対象となる機器等を所管する部門に属する要員と部門を異にする要員とすることその他の方法により、使用前事業者検査等の中立性及び信頼性が損なわれないことをいう。
）を確保しなければならない。
６ 前項の規定は、自主検査等について準用する。この場
合において、「部門を異にする要員」とあるのは「必要に応じて部門を異にする要員」と読み替えるものとする。

改正前後比較表

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

8.2.4 検査及び試験
所長は、原子炉等規制法に基づき事業者が行う定期事業者検査を行

備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更う場合の検査体制（独立検査組織）を整備する。また、部門長は、「検（品管規則の制定に伴う変更）

査及び試験基本要領」を定め、これに基づき所長は検査及び試験に関（「8.2.4 検査及び試験」に、原子炉する要領を定め、次の事項を管理する。

等規制法に基づき定期事業者検査等(1) 組織は、原子炉施設の要求事項が満たされていることを検証す(1) 品質保証課長は、原子炉施設の要求事項が満たされていることを行う場合に検査体制（独立検査組

るために、「検査及び試験基本要領」に基づき、原子炉施設を検を検証するために、個別業務の計画(7.1参照)に従って、適切織）を整備し、検査責任者を指名する

査及び試験する。検査及び試験は、業務の計画（7.1 参照）にな段階で定期事業者検査を実施する。

ことを明確にした。また、検査要員の従って、適切な段階で実施する。検査及び試験の合否判定基準

独立性について明確にした。なお、そへの適合の証拠を維持する（4.2.4参照）。

れ以外の自主検査等の検査及び試験(2) 検査及び試験要員の独立の程度を「検査及び試験基本要領」に[号を削る][号を加える]

要員については、これを準用するこ
ととした。
）

定める。
(2) 担当部長及び課長は、原子炉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、個別業務の計画(7.1参照)に従って、
適切な段階で自主検査等を実施する。
[号を加える]２ 第５項に規定する「使用前事業者検査等の独立性（使用前事業者検査等を実施する要員をその対象となる機器等を所管する部門に属する要員と部門を異にする要員とすることその他の方法により、使用前事業者検査等の中立性及び信頼性が損なわれないことをいう。
）を確保」するに当たり、重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置が要求されていない原子力施設においては、当該使用前事業者検査等の対象となる機器等の工事（補修、取替え、改造等）又は点検に関与していな
い要員に使用前事業者検査等を実施させることができる。
３ 第５項に規定する「部門を異にする要員とすること」とは、使用前事業者検査等を実施する要員と当該検査対象となる機器等を所管する部門に属する要員が、原子力施設の保安規定に規定する職務の内容に照らして、別の部門に所属していることをいう。
４ 第５項に規定する「使用前事業者検査等の中立性及び信頼性が損なわれないこと」とは、使用前事業者検査等を実施する要員が、当該検査等に必要な力量を持ち、適正な判定を行うに当たり、何人からも不当な影響を受けることなく、当該検査等を実施できる状況にあることをいう。

(3) 検査及び試験の合否判定基準への適合の証拠となる定期事業
者検査又は自主検査等の結果に係る記録を作成し、管理する（4.2.4参照）。

(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) 記録には、リリース（次工程への引渡し）を正式に許可した人を明記する。

(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(5) 個別業務の計画で決めた検査及び試験が支障なく完了するまは、当該原子炉施設を据え付けたり、運転したりしない。ただでは、当該機器等や原子炉施設を運転、使用しない。ただし、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。

当該の権限をもつ者が、個別業務の計画に定める手順により承認する場合は、この限りでない。

[号を加える](6) 品質保証課長は、保安活動の重要度に応じて、定期事業者検査の中立性及び信頼性が損なわれないよう検査する要員の独立[号を加える]性を確保する。
(7) 定期事業者検査においては，その対象となる業務を行う者が属する組織と異なる組織に属し，当該検査における力量を有するものを充てる。
また、担当部長及び課長は、自主検査等の検査及び試験要員の独立性について、これを準用する。

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十一 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。

【以下、参照】【以下、参照】

8.3 不適合管理

8.3 不適合管理

もんじゅ保安規定の審査基準

もんじゅ保安規定の審査基準

（省略）

（省略）

25 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（研開炉規則第87条第3項第25号）① 発電用原子炉施設の保安の向上を図る観点から、不適合が発生した場合に当該不適合に関する情報を公開する基準が明確に定められていること。
② 情報の公開に関し、必要な事項が定められていること。

20 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（研開炉規則第87 条第３項第21号）① 発電用原子炉施設の保安の向上を図る観点から、不適合が発生した場合に当該不適合に関する情報を公開する基準が明確に定められていること。
② 情報の公開に関し、必要な事項が定められていること。

(6) 原子炉施設の保安の向上を図る観点から、「不適合(5) 所長は、原子炉施設の保安の向上を図る観点か

管理基本要領」に定める公開の基準に従い、原子炉ら、事故故障等を含む不適合をその内容に応じ施設における不適合について、情報の公開を行う。

て、不適合管理並びに是正処置及び未然防止処置要領に定める不適合の公開の基準に従い、情報の[号を加える]

公開を行う。
(6) 安全・核セキュリティ統括部長は、前項の情報の463
32

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

公開を受け、不適合に関する情報をホームページに公開する。
（不適合の管理）第４９条（不適合の管理）

8.3 不適合管理

安全・核セキュリティ統括部長及び部門長は、不適合の処理に関す第四十九条 原子力事業者等は、個別業務等要求事項に適 １ 第１項に規定する「当該機器等又は個別業務を特定合しない機器等が使用され、又は個別業務が実施されし、これを管理しなければならない」とは、不適合がることがないよう、当該機器等又は個別業務を特定し、確認された機器等又は個別業務が識別され、発生した
これを管理しなければならない。
不適合が全て管理されていることをいう。

２ 原子力事業者等は、不適合の処理に係る管理並びにそれに関連する責任及び権限を手順書等に定めなければならない。
３ 原子力事業者等は、次に掲げる方法のいずれかにより、不適合を処理しなければならない。

２ 第２項に規定する「不適合の処理に係る管理」には、不適合を関連する管理者に報告することを含む。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更る管理の手順及びそれに関する責任と権限を、本部は「不適合管理並（品管規則の制定に伴う変更）

びに是正及び未然防止処置要領」に、部門長は｢不適合管理基本要領｣

現行の(2)項は、冒頭に統合に定め、次の事項を管理する。
(1) 組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項に適合しない状況(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実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

証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、業務・原子炉とを確実にする。

施設に対する要求事項に適合しない状況が放置され、運用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
一 発見された不適合を除去するための措置を講ずること。
二不適合について、あらかじめ定められた手順により原子力の安全に及ぼす影響について評価し、機器等の使用又は個別業務の実施についての承認を行うこと（以下「特別採用」という。
）。
三 機器等の使用又は個別業務の実施ができないようにするための措置を講ずること。
四 機器等の使用又は個別業務の実施後に発見した不適合については、その不適合による影響又は起こり得る影響に応じて適切な措置を講ずること。
５ 原子力事業者等は、第三項第一号の措置を講じた場合においては、個別業務等要求事項への適合性を実証するための検証を行わなければならない。
４ 原子力事業者等は、不適合の内容の記録及び当該不適合に対して講じた措置（特別採用を含む。
）に係る記録を作成し、これを管理しなければならない。

8.3 不適合管理[号を削る]を、「不適合管理基本要領」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。

(2) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、次のいずれか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。

a) 不適合を除去するための処置を行う。

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b) 不適合について、あらかじめ定められた手順により原子力のース、又は合格と判定することを正式に許可する。

安全に及ぼす影響を評価し、当該業務や機器等の使用に関する権限をもつ者が、特別採用によって、その使用、リリース(次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、その不適合による影響又は起こり得る影響に対して適切な処置をとる。

工程への引渡し)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）。

(3) 不適合を除去するための処置を施した場合は、要求事項への適合性を実証するための検証を行う。
(4) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、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作成し、管理する（4.2.4参照）。

(6) 原子炉施設の保安の向上を図る観点から、「不適合管理基本要(5) 所長は、原子炉施設の保安の向上を図る観点から、事故故障等領」に定める公開の基準に従い、原子炉施設における不適合にを含む不適合をその内容に応じて、不適合管理並びに是正処置

ついて、情報の公開を行う。

及び未然防止処置要領に定める不適合の公開の基準に従い、情報の公開を行う。

[号を加える](6) 安全・核セキュリティ統括部長は、前項の情報の公開を受け、不適合に関する情報をホームページに公開する。

（データの分析及び評価）第五十条 原子力事業者等は、品質マネジメントシステム
が実効性のあるものであることを実証するため、及び
当該品質マネジメントシステムの実効性の改善の必要性を評価するために、適切なデータ（監視測定の結果から得られたデータ及びそれ以外の関連情報源からのデータを含む。
）を明確にし、収集し、及び分析しなければならない。

第５０条（データの分析及び評価）
8.4 データの分析及び評価
8.4 データの分析
原子力規制における検査制度の見直１ 第１項に規定する「品質マネジメントシステム(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(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実 しに伴う変更の実効性の改善」には、品質マネジメントシステ
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証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、品質マネジメ （品管規則の制定に伴う変更）
ムの実効性に関するデータ分析の結果、課題やな改善の可能性を評価するために適切なデータを明確にし、そントシステムの適切性及び有効性を実証するため、また、品質問題が確認されたプロセスを抽出し、当該プロ
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
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
セスの改良、変更等を行い、品質マネジメントシ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
価するために、適切なデータを明確にし、それらのデータを収
ステムの実効性を改善することを含む。
からのデータを含める。

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464
33

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

２ 原子力事業者等は、前項のデータの分析及びこれに基づく評価を行い、次に掲げる事項に係る情報を得なければならない。
一 組織の外部の者からの意見の傾向及び特徴その他
分析より得られる知見
二 個別業務等要求事項への適合性
三 機器等及びプロセスの特性及び傾向（是正処置を行う端緒となるものを含む。
）

四 調達物品等の供給者の供給能力

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

たデータ及びそれ以外の不適合管理等の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。

(2) 前項のデータの分析及びこれらに基づく評価を行い、次の事項に関連する改善のための情報を得る。

a) 原子力安全の達成に関する外部の受け止め方（8.2.1参照）

２ 第２項第３号に規定する「是正処置を行う端緒」とは、不適合には至らない機器等及びプロセスの特性及び傾向から得られた情報に基づき、是正処置の必要性について検討する機会を得ることをいう。

第５１条（継続的な改善）

第五十一条 原子力事業者等は、品質マネジメントシステ
ムの継続的な改善を行うために、品質方針及び品質目標の設定、マネジメントレビュー及び内部監査の結果の活用、データの分析並びに是正処置及び未然防止処
置の評価を通じて改善が必要な事項を明確にするとともに、当該改善の実施その他の措置を講じなければならない。

１ 第５１条に規定する「品質マネジメントシステムの継続的な改善」とは、品質マネジメントシステムの実効性を向上させるための継続的な活動をいう。

（是正処置等）第５２条（是正処置等）

a) 組織の外部の者からの意見の傾向及び特徴その他分析より得られる知見 (8.2.1参照)b) 業務・原子炉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、プロセス及び原子炉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）（継続的な改善）

改正前後比較表

b) 業務・原子炉施設に対する要求事項への適合性(8.2.3及び8.2.4参照)c) 是正処置の機会を得ることを含む、プロセス及び原子炉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 改善原子力規制における検査制度の見直8.5.1 継続的改善

8.5.1 継続的改善

しに伴う変更組織は、品質方針、品質目標、監査結果、データの分析、是正処置、理事長、管理責任者、安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の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

職、契約部長、実証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、品テムの有効性を継続的に改善する。

質方針、品質目標、監査結果、データの分析、是正処置、未然防止処（品管規則の制定に伴う変更）

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向上させるために継続的に改善する。

8.5.2 是正処置

8.5.2 是正処置等
安全・核セキュリティ統括部長及び部門長は、不適合等の是正処置

第五十二条 原子力事業者等は、個々の不適合その他の事
象が原子力の安全に及ぼす影響に応じて、次に掲げるところにより、速やかに適切な是正処置を講じなければならない。

の手順（根本的な原因を究明するための分析に関する手順を含む。
）に

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）「8.5.2 是正処置等」に、複数の不関して、本部は「不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領」に、 （(1) 組織は、再発防止のため、不適合の原因を除去する処置をとる。

部門長は｢不適合管理基本要領｣に定め、次の事項を管理する。

適合及びその他の事象の情報につい(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実証て、必要により類似する事象を抽出

本部長、室部長、所長並びに所の部長及び課長は、検出された不適し、分析を行い、その結果から共通す

合及びその他の事象（以下「不適合等」という。
）の再発防止のため、 る原因が認められた場合、適切な処
一 是正処置を講ずる必要性について、次に掲げる手順により評価を行うこと。
イ 不適合その他の事象の分析及び当該不適合の原因の明確化

１ 第１項第１号イに規定する「不適合その他の事象の分析」には、次の事項を含む。
・情報の収集及び整理
・技術的、人的及び組織的側面等の考慮

原子力の安全に及ぼす影響に応じて、不適合等の原因を除去する是置を行うことを明確化。なお、これら正処置を行う。

取組を運営するため、CAP会議体を活
用。
）

465
34

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品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）
２ 第１項第１号イに規定する「原因の明確化」には、必要に応じて、日常業務のマネジメントや安全文化の弱点のある分野及び強化すべき分野との関係を整理することを含む。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前(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

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 後

備考

[号を削る]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[号を削る]

関する要求事項」を含む。
）を、「不適合管理基本要領」に規定
ロ 類似の不適合その他の事象の有無又は当該類
似の不適合その他の事象が発生する可能性の明確化する。
(2) 是正処置の必要性の評価及び実施について、次に掲げる手順に[号を加える]二 必要な是正処置を明確にし、実施すること。
三 講じた全ての是正処置の実効性の評価を行うこと

五 必要に応じ、品質マネジメントシステムを変更すること。

七 講じた全ての是正処置及びその結果の記録を作成し、これを管理すること。

a) 不適合等のレビュー及び分析b) 不適合の原因の特定b) 不適合等の原因（関連する要因を含む。
）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

c) 類似の不適合等の有無又は当該不適合等が発生する可能性の明確化

四 必要に応じ、計画において決定した保安活動の改善のために講じた措置を変更すること。

六 原子力の安全に及ぼす影響の程度が大きい不適合に関して根本的な原因を究明するために行う分析の手順を確立し、実施すること。

より行う。

a) 不適合のレビュー

３ 第１項第６号に規定する「原子力の安全に及ぼす影響の程度が大きい不適合」には、単独の事象では原子力の安全に及ぼす影響の程度は小さいが、同様の事象が繰り返し発生することにより、原子力の安全に及ぼす影響の程度が増大するおそれのあるものを含む。

d) 必要な処置の決定及び実施d) 必要な処置の決定及び実施e) とった処置の結果の記録（4.2.4参照）[細目を削る]f) とった是正処置の有効性のレビューe) とった是正処置の有効性のレビュー[号を加える][細目を加える][細目を加える][号を加える](3) 必要に応じ、次の事項を考慮する。
a) 計画において決定した保安活動の改善のために実施した処置の変更b) 品質マネジメントシステムの変更(4) 原子力の安全に及ぼす影響が大きい不適合に関しては、根本的な[号を加える]２ 原子力事業者等は、前項各号に掲げる事項について、手順書等に定めなければならない。

[号を加える]

原因を究明するための分析の手順に従い、分析を実施する。
(5) 全ての是正処置及びその結果に係る記録を作成し、管理する（4.2.4 参照）。

３ 原子力事業者等は、手順書等に基づき、複数の不適合
その他の事象に係る情報から類似する事象に係る情報を抽出し、その分析を行い、当該類似の事象に共通する原因を明確にした上で、適切な措置を講じなければならない。

４ 第３項に規定する「適切な措置を講じなければならな
い」とは、第１項の規定のうち必要なものについて実施することをいう。

（未然防止処置）第５３条（未然防止処置）

いて分析を行った結果、特定した問題を含む。

五 講じた全ての未然防止処置及びその結果の記録を作成し、これを管理すること。
２ 原子力事業者等は、前項各号に掲げる事項について、手順書等を定めなければならない。

本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、複数の不適合等の情報について、必要により類似する事象を抽出し、分析を行い、その結果から共通する原因が認められた場合、適切な処置を行う。

第五十三条 原子力事業者等は、原子力施設その他の施設 １ 第１項に規定する「自らの組織で起こり得る不適合」の運転経験等の知見を収集し、自らの組織で起こり得には、原子力施設その他の施設における不適合
る不適合の重要性に応じて、次に掲げるところにより、その他の事象が自らの施設で起こる可能性につ
適切な未然防止処置を講じなければならない。
一 起こり得る不適合及びその原因について調査すること。
二 未然防止処置を講ずる必要性について評価すること。
三 必要な未然防止処置を明確にし、実施すること。
四 講じた全ての未然防止処置の実効性の評価を行うこと。

(6) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実証8.5.3 予防処置

8.5.3 未然防止処置
安全・核セキュリティ統括部長及び部門長は、他の原子炉施設から

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更得られた知見を保安活動に反映するために未然防止処置の手順に関（「8.5.3 予防処置」を「8.5.3 未然して、本部は「不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領」に、部防止処置」に変更（品管規則との整門長は｢不適合管理基本要領｣に定め、次の事項を管理する。

合）。内容として、原子力施設及びそ(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、(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、実の他の施設の運転経験等の知見を収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証本部長、室部長、所長、所の部長及び課長は、原子力施設及集し、起こり得る不適合の重要性にれた知見の活用を含め、その原因を除去する処置を決める。こびその他の施設の運転経験等の知見（核燃料物質の使用等に係応じて、未然防止処置することを明の活用には、原子力安全に係る業務の実施によって得られた知る技術情報を含む。
）を収集し、起こり得る不適合の重要性に確にした。これは、内外トラブルの知見を他の組織と共有することも含む。

応じて、次に掲げる手順により、未然防止処置を行う。この活見を水平展開するものに相当する。
）

用には、得られた知見や技術情報を他の原子炉設置者と共有することも含む。
(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。

[号を削る](3) 次の事項に関する要求事項（JEAC4111附属書「根本原因分析に[号を削る]

関する要求事項」を含む。
）を、「不適合管理基本要領」に規定する。
a) 起こり得る不適合及びその原因の特定

a) 起こり得る不適合及びその原因についての調査

466
35

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構□枠：法令等の改正前□枠：法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

品質管理基準規則（2020/1/23官報）

品質管理基準規則の解釈（2019/12/25原子力規制委員会）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改 正 前

改 正 後

b) 不適合の発生を予防するための処置の必要性の評価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）[細目を削る]e) とった予防処置の有効性のレビューd) とった未然防止処置の有効性のレビュー[号を加える]

備考(2) 全ての未然防止処置及びその結果に係る記録を作成し、管理する(4.2.4参照)。

第七章 使用者に関する特例（令第四十一条各号に掲げる核燃料物質を使用しない使用施設等に係る品質管理に必要な体制）

第７章 使用者に関する特例

第五十四条 使用者（令第四十一条各号に掲げる核燃料物
質を使用しない者に限る。以下同じ。
）は、使用施設等の保安のための業務に係る品質管理に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。

第５４条（令第４１条各号に掲げる核燃料物質を使用しない使用施設等に係る品質管理に必要な体制）

記載しない

一 個別業務に関し、継続的な改善を計画的に実施し、これを評価すること。
ニ 前号の措置に係る記録を作成し、これを管理すること。

２ 使用者は、前項に規定する措置に関し、原子力の安全の確保することの重要性を認識し、原子力の安全を
それ以外の事由により損なわれないようにしなければならない。

１ 第２号に規定する「原子力の安全がそれ以外の事項によって損なわれない」については、本規程
第 10 条１を準用する。

467
36

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

改正前

改正後

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）

４．品質マネジメントシステム(4.1 一般要求事項)[別図を加える]

5.経営者等の責任Plan
5.1 経営者の関与

5.3 品質方針

5.2 原子力の安全の重視

5.5 責任、権限及びコミュニケーション

5.4 計画
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画

5.4.1 品質目標

5.6 マネジメントレビュー

Do

7.業務の計画及び実施

4.2 文書化に関する要求事項

7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス

7.1 業務の計画

6.資源の運用管理

運用管理、廃止措置管理、燃料管理、廃棄物管理、放射線管理、施設管理、非常時の措置

6.1 資源の確保
6.2 人的資源

7.3 設計・開発

6.3 インフラストラクチャ

7.4 調達6.4 作業環境

7.6 監視機器及び測定機器の管理
7.5 業務の実施

Check, Act

8.評価及び改善（8.1 一般）

8.2 監視及び測定

8.5.1 継続的改善

8.3 不適合管理
8.2.1 組織の外部の者の意見
8.2.2 内部監査

8.5.2 是正処置等

8.4 データの分析及び評価

8.2.3 プロセスの監視及び測定
8.5.3 未然防止処置

8.2.4 検査及び試験

基本プロセス

中プロセス

小プロセス

明確な関連
理解上重要な関連

別図３－１ 品質マネジメントシステムプロセス関連図

468
37

等

不適合の重要度に応じて報告施設定期検査
保安検査
溶接安全管理検査

官庁検査・申請に関する
説明
・その他説明

・規制要求

原子力安全

5.6 マネジメントレビュー
8.5.1 継続的改善

8.2.2 内部監査
8.2.3 プロセスの監視及び測定

8.2.1 原子力安全の達成

6.2 人的資源
6.3 原子炉施設及びインフラストラクチャー

5.4 計画
5.5 責任、権限及びコミュニケーション

5.1 経営者のコミットメント
5.2 原子力安全の重視
5.3 品質方針

4.2 文書化に関する要求事項（文書の承認、記録の作成）

理事長

管理責任者
（本部、敦賀廃止措
置実証本部及びもんじゅ、監査プロセ
ス）

7.4 調

本部
安全・核セキュリティ統括部、契約部

8.3 不適合管理
8.5.2 是正処置
8.5.3 予防処置

統括監査の職
監査の職

達

8.4 データの分析

8.2.4 検査及び試験
8.3 不適合管理
8.5.2 是正処置
8.5.3 予防処置

7.6 監視機器及び測定機器の管理・廃止措置管理・燃料管理
・放射性廃棄物管理・放射線管理・保守管理
・非常時の措置

7.5 業務の実施

7.3 設計・開発

等

不適合の重要度に応じて報告原子力規制検査

5.6 マネジメントレビュー
8.5.1 継続的改善

8.2.2 内部監査
8.2.3 プロセスの監視及び測定

6.2 人的資源

5.4 計画
5.5 責任、権限及びコミュニケーション

5.1 経営者の関与
5.2 原子力の安全の重視
5.3 品質方針

別図３－２

8.2.4 検査及び試験
8.3 不適合管理
8.5.2 是正処置等
8.5.3 未然防止処置

7.6 監視機器及び測定機器の管理

運用管理,廃止措置管理, 燃料管理,
廃棄物管理,放射線管理,施設管理,
非常時の措置7.5 業務の実施

7.3 設計・開発

品質マネジメントシステム体系図達もんじゅ各部課

7.1 業務の計画
7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス

6.3 インフラストラクチャ
6.4 作業環境

敦賀廃止措置実証本部
廃止措置推進室
安全・品質保証室
事業管理部、調達課

改正前後比較表

8.4 データの分析及び評価

8.3 不適合管理
8.5.2 是正処置等
8.5.3 未然防止処置

7.4 調

本部
安全・核セキュリティ統括部、契約部

8.2.1 組織の外部の者の意見

統括監査の職
監査の職

改正前

官庁検査

・申請に関する
説明
・その他説明

・規制要求

原子力安全

4.2 文書化に関する要求事項（文書の承認、記録の作成）

理事長

管理責任者
（本部、敦賀廃止措
置実証本部及びもんじゅ、監査プロセス）

品質保証体系図

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

評価段階（Check）
改善段階
（Act）

実施段階
（Do）

計画段階
（Plan）（規制当局）

国民別図３－１

もんじゅ各部課

7.1 業務の計画
7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス

6.4 作業環境

敦賀廃止措置実証本部
廃止措置推進室
安全・品質保証室
事業管理部、調達課（注）本図は、品質マネジメントシステムを構成するプロセスの関連を規格要求事項に着目し、整理した上で PDCA に分類して示している。
業務の詳細は文書にて定める。

評価段階（Check）
改善段階
（Act）

実施段階
（Do）

計画段階
（Plan）（規制当局）

国民国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正後
備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）

469
38

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前

改正後

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）

本品質マネジメント計画

本品質保証計画

新型転換炉原型炉ふげん及び高速増殖原型炉

新型転換炉原型炉ふげん及び高速増殖原型炉
一次文書

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

もんじゅ品質保証計画書

一次文書

もんじゅ品質マネジメント計画書

4.2.1 c) 及び d) の文書
二次文書

三次文書

記

別図３－２

録

（別表 3-1、3-2 の文書のうち文書番号が TQS 及び QS-P で始まる文書）

品質マネジメントシステムに係る上記以外の文書

4.2.1c)及び d)の記録

品質マネジメントシステム文書体系図

別表 3-1 の文書のうち二次文書

文書番号が TQS 及び QS-P で始まる文書

三次文書

品質マネジメントシステムに係る上記以外の文書

記 録

二次文書及び三次文書が要求する記録

別図３－３ 品質マネジメントシステム文書体系図

470
39

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

本品質
保証計画
関連条項

4.2.3(2)項目

文書管理

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前

改正後

別表３-１ 文書化に関する要求事項 4.2.1 C)に定める文書

別表３-１ 文書化に関する要求事項 4.2.1(3)に定める文書

所管
部門

承認者

文書
番号

文書及び記録管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

TQS-420

文書及び記録管理要領

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

文書名

QS-A01

文書及び記録管理要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証本部長

HQMS-A420

もんじゅ文書管理要領

もんじゅ

所長

MQAP423敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

文書及び記録管理基本要領

本規定
関連条項

本品質
保証計画
関連条項

所管
部門

承認者

文書
番号

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-541

もんじゅ所長

MQAP411

安全文化醸成

品質マネジメントシステムに係るレビュー等運営基本要領
もんじゅ安全文化醸成
活動要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-541

もんじゅ所長

MQAP412敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-410

重要度分類

品質に係る重要度の管理基本
要領
品質に係る重要度の管理
要領

もんじゅ

所長

MQAP410

保安活動指標（ＰＩ）設定評
価基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-413

文書及び記録管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

TQS-420

文書及び記録管理要領

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A01

文書及び記録管理要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証本部長

HQMS-A420

もんじゅ文書管理要領

もんじゅ

所長

MQAP423

文書及び記録管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

TQS-420

文書及び記録管理要領

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A01

文書及び記録管理要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証本部長

HQMS-A420

もんじゅ品質記録管理
要領

もんじゅ

所長

MQAP424敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

TQS-541

項目

文書名

関係法令
遵守

品質マネジメントシステムに係るレビュー等運営基本要領
もんじゅ関係法令遵守
活動管理要領第3条
4.1

TQS-420
保安活動
指標

文書及び記録管理要領
4.2.4(2)

もんじゅ品質記録管理要領

8.3(2)
8.5.2(3)8.5.3(3)

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A01

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証本部長

HQMS-A420

第3条、第
118条

記録の管理
文書及び記録管理要領

8.2.2(2)

内部監査

不適合管理
是正処置
予防処置

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

もんじゅ

所長

文書管理

MQAP424

原子力安全監査実施要領

統括監査の職

理事長

QS-P03

不適合管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実
証部門長

TQS-830

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

不適合管理並びに是正及び予防処置要領

4.2.3(2)第3条

4.2.4(2)

不適合管理要領

もんじゅ不適合管理要領

敦賀廃止措置実
証本部
もんじゅ

敦賀廃止措置実
証本部長
所長

第3条

第3条

関係法令遵
守活動基本
要領と安全
文化醸成活
動基本要領
を廃止し、品
質マネジメ
ントシステ
ムに係るレ
ビュー等運
営基本要領
（旧品質目
標管理基本
要領より名
称変更）に統
合

第3条、第
118条

記録の管理

QS-A03
第3条

本規定
関連条項

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）
別表３-１と３-２を統合HQMS-A830

MQAP830
5.4

品質目標

品質マネジメントシステムに係るレビュー等運営基本要領

第3条

471
40

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

改正前

改正後

別表３-２ 文書化に関する要求事項 4.2.1 d)に定める文書
本品質
保証計画
関連条項

項目

関係法令
遵守

4.1

安全文化
醸成

重要度分類

5.4

5.5.4

5.6.1(1)

品質目標

内部コミュ
ニケーショ
ン

文書名

関係法令遵守活動基本要領
もんじゅ関係法令遵守
活動管理要領
安全文化醸成活動基本要領

TQS-411

もんじゅ

所長

MQAP411敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-412

項目

第2条の2、
第3条

5.5.4

内部コミュ
ニケーショ
ン

文書名

所管
部門

承認者

文書
番号

コミュニケーション基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-550

中央安全審査・品質保証委員会の運営について

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A04敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証本部長

HQMS-A554

もんじゅ

所長

MQAP550

MQAP412敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-410

もんじゅコミュニケーショ
ン要領

品質に係る重要度の管理
要領

もんじゅ

所長

MQAP410

品質目標管理基本要領

敦賀廃止措置実 敦賀廃止措置
証本部
実証部門長

TQS-541

コミュニケーション基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-550

中央安全審査・品質保証委員会の運営について

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A04敦賀廃止措置実証部門
安全・品質保証推進会議
運営要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証本部長

HQMS-A554

もんじゅコミュニケーショ
ン要領

もんじゅ

所長

MQAP550

品質に係る重要度の管理基本
要領

教育訓練管理要領

教育・訓練要領

原子力安全監査実施要領
作業環境

敦賀廃止措置
実証部門長

本品質
保証計画
関連条項

所長

もんじゅ教育訓練要領

6.4

敦賀廃止措置実
証本部

本規定
関連条項

もんじゅ

もんじゅ安全文化醸成
活動要領

教育・訓練基本要領

6.2.2

承認者

文書
番号

敦賀廃止措置実証部門
安全・品質保証推進会議
運営要領

マネジメン マネジメントレビュー実施要
トレビュー 領

力量、教育、
訓練及び
認識

所管
部門

作業環境管理要領

第2条の3、
第3条

第3条
5.6.1(1)

第3条

6.2.2

QS-P02敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-620

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A07敦賀廃止措置実証本部長

HQMS-A620

敦賀廃止措置実
証本部
もんじゅ

所長

MQAP622

統括監査の職

理事長

QS-P03

もんじゅ所長

MQAP640

力量、教育、
訓練及び認識

第3条、第7条、第7条の2、第8条

第3条

第3条、第116条、第
117条

作業環境

廃止措置
管理

6.3
6.4
7.1
7.5

QS-P02

教育・訓練基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

TQS-620

教育訓練管理要領

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A07

教育・訓練要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証本部長

HQMS-A620

もんじゅ教育訓練要領

もんじゅ

所長

MQAP622

統括監査の職

理事長

QS-P03第3条

作業環境管理要領

もんじゅ

所長

MQAP640

第3条

運転(運用)管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-711

運転管理要領もんじゅ

所長

MQAP711

第 13 条から第 67 条

廃止措置管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-710

もんじゅ廃止措置管理
要領

もんじゅ

所長

MQAP710

燃料管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-712

燃料管理要領もんじゅ

所長

MQAP712敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-713

もんじゅ所長

MQAP713

放射線管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-714

放射線管理要領

もんじゅ

所長

MQAP714

燃料管理

放射性廃棄 放射性廃棄物管理基本要領
物管理
放射性廃棄物管理要領
第3条
第3条

第3条、第7条、第7条の2、第8条

安全・核セキュリ
理事長
ティ統括部

原子力安全監査実施要領
6.4

安全・核セキュリ
理事長
ティ統括部

マネジメン マネジメントレビュー実施要
トレビュー 領

本規定
関連条項

放射線管理

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）
別表３-１と３-２を統合第3条

第3条、第116条、第117条

第 67 条の2 から第67 条の 5
第 67 条の6 から第74 条
第 74 条の2 から第80 条
第 80 条の
2 から第
101 条

472
41

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前

本品質保
証計画関
連条項
6.3
6.4
7.1
7.5

項目

文書名

運転(運用)管理基本要領
運転管理要領廃止措置
管理廃止措置管理基本要領
もんじゅ廃止措置管理要領
燃料管理基本要領

燃料管理
燃料管理要領放射性廃棄 放射性廃棄物管理基本要領
物管理
放射性廃棄物管理要領
放射線管理基本要領
放射線管理
放射線管理要領
保守管理基本要領

改正後

所管
部門

承認者

文書
番号

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-711

もんじゅ所長

MQAP711敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-710

もんじゅ

所長

MQAP710敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-712

もんじゅ所長

MQAP712敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-713

もんじゅ所長

MQAP713敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-714

もんじゅ

所長

MQAP714敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-715

もんじゅ所長

MQAP715敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-716

もんじゅ所長

MQAP716

保守管理
保守管理要領非常時の措置基本要領
非常時の
措置

7.2.3
8.2.1

災害対策管理要領

外部コミュ コミュニケーション基本要領
ニケーショ
もんじゅコミュニケーショ
ン
ン要領

7.3
設計・開発基本要領
設計・開発
もんじゅ設計管理要領

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置
実証部門長

本規定
関連条項

本品質保
証計画関
連条項

第67条の6か ら 第 74条

文書名

施設管理基本要領

第 13 条 から第67条

第67条の2か ら 第 67
条の5

項目

7.2.3
8.2.1

施設管理要領非常時の措置基本要領
非常時の措置

災害対策管理要領

外部コミュ コミュニケーション基本要領
ニケーショ
もんじゅコミュニケーションン要領

MQAP550

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-730

7.3

もんじゅ

所長

MQAP730

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-715

もんじゅ所長

MQAP715敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-716

もんじゅ所長

MQAP716敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-550

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-730

もんじゅ設計管理要領

もんじゅ

所長

MQAP730

調達管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-740

調達先の評価・選定管理
要領

契約部

契約部長

QS-G01

もんじゅ調達管理要領

もんじゅ

所長

MQAP740

監視機器及び測定機器管理基
監視機器及
本要領
び測定機器
の管理
監視・測定機器管理要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-760

もんじゅ所長

MQAP760

内部監査

原子力安全監査実施要領

統括監査の職

理事長

QS-P03

不適合管理基本要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-830

不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領

安全・核セキュリティ統括部

安全・核セキュリティ統括部長

QS-A03

不適合管理要領

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証本部長

HQMS-A830

もんじゅ不適合管理要領

もんじゅ

所長

MQAP830

設計・開発

7.4

7.6

8.2.2(2)

調達

8.3
8.5.2
8.5.3

不適合管理
是正処置
未然防止処
置

本規定
関連条項
第103条、第103条の2、第103条の3

第24条、第24条の2、第104条から 第 115条、第119条

第3条

敦賀廃止措置実
証本部

第 81 条 から第101条

第3条

敦賀廃止措置実
証本部

MQAP550

第3条
所長

文書
番号

所長

TQS-550

もんじゅ

承認者

もんじゅ

設計・開発基本要領

第24条、第24条の2、第104条から 第 115条、第119
条

所管
部門

施設管理
6.3
6.4
7.1
7.5

第 75 条 から第80条

第103条、第103条の2、第103条
の3

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更（文書名
の変更及び
条文の削除
及び追加）
別表３-１と３-２を統合

第3条

第3条

第3条

第3条

第3条

473
42

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前

本品質
保証計画
関連条項

項目

承認者

文書
番号

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-740

調達先の評価・選定管理
要領

契約部

契約部長

QS-G01

もんじゅ調達管理要領

もんじゅ

所長

MQAP740敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-760

もんじゅ所長

MQAP760

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-824

もんじゅ所長

MQAP8247.4
調達管理基本要領
調達

7.6

監視機器及び測定機器管理基
監視機器及
本要領
び測定機器
の管理
監視・測定機器管理要領

8.2.4
検査及び試
験

改正後

所管
部門

文書名

検査及び試験基本要領
検査及び試験の管理要領

第 02 章_品質保証(第 3 条)

改正前後比較表

本規定
関連条項

本品質
保証計画
関連条項

8.2.4
第3条

項目

検査及び試
験

文書名

検査及び試験基本要領
検査及び試験の管理要領

所管
部門

承認者

文書
番号

敦賀廃止措置実
証本部

敦賀廃止措置実証部門長

TQS-824

もんじゅ所長

MQAP824

本規定
関連条項

第3条

備考
原子力規制
における検
査制度の見
直しに伴う
変更
（品管規則
の制定に伴
う変更）
別表３-１と３-２を統合

第3条

第3条

474
43

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること研開炉規則 第八十七条 第３項
四 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

第３章 保安管理体制

第３章 保安管理体制

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)
備考（記載の考え方）（変更なし）

第１節 組織及び職務第１節 組織及び職務（保安に関する組織）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87条第３項第５号）※※６に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 廃止措置段階のもんじゅにおける保安活動に必要な組織について定められ、責任者その他の職位（研開炉規則第87 条第3 項第1号から第27号までに掲げる事項のいずれかに関する定めにおいて、その関わりが明記されているものに限る。
）が、その職務の内容を明らかにして定められていること。委員会等を設ける場合は、その役割、位置付け、審議事
項及び構成員に関することが定められていること。
② ①の各職位は、その職務を遂行するに当た
り、法令、廃止措置計画及び保安規定の定めを遵守することが明記されていること。
③ 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87 条第３項第４号）※※５に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 本店（本部）及び事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべ
き措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

第４条 原子炉施設の保安及び保安に関する品質保証活動に係る組織は、別図４に掲げるとおりとする。
２ 廃止措置推進室及び安全・品質保証室に室長代理を、事業管理部に次長を置くことができる。
３ もんじゅに副所長を、廃止措置部及び安全・品質保証部（以下「各部」という。
）に次長を置くことができる。

（削る）② 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること研開炉規則 第八十七条 第３項
四 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87条第３項第５号）※※６に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 廃止措置段階のもんじゅにおける保安活動に必要な組織について定められ、責任者その他の職位（研開炉規則第87 条第3 項第1号から第27号までに掲げる事項のいずれかに関する定めにおいて、その関わりが明記されているものに限る。
）が、その職務の内容を明らかにして定められていること。委員会等を設ける場合は、その役割、位置付け、審議事
項及び構成員に関することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87 条第３項第４号）※※５に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 本店（本部）及び事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべ
き措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

（職務）

（職務）

第５条 本部及び敦賀廃止措置実証本部における原子炉施設の保安に関第５条 本部及び敦賀廃止措置実証本部における原子炉施設の保安に関する各職位と職務は、次のとおりとする。

する各職位と職務は、次のとおりとする。

(1) 理事長は、本規定に定める原子炉施設の保安に関する業務及び保(1) 理事長は、本規定に定める原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の業務を総理する。

② ①の各職位は、その職務を遂行するに当た
り、法令、廃止措置計画及び保安規定の定めを遵守することが明記されていること。
③ 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

（変更なし）(2) 統括監査の職は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査を統括するとともに、監査プロセスの管理責任者として第３条

を統括するとともに、監査プロセスの管理責任者として第３条

5.5.2 管理責任者に定める業務を行う。
(3) 監査の職は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査を行う。

う。
(4) 安全・核セキュリティ統括部長は、安全・核セキュリティ統括部

における原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保における原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の業務を行うとともに、本部（監査プロセスを除く。
）におけ

証活動の業務を行うとともに、本部（監査プロセスを除く。
）における第３条5.5.2 管理責任者に定める業務を行う。
行う。

② 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

5.5.2 管理責任者に定める業務を行う。
(3) 監査の職は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査を行(4) 安全・核セキュリティ統括部長は、安全・核セキュリティ統括部(5) 契約部長は、本部における原子炉施設の保安に関する調達業務を（削る）

安に関する品質保証活動の業務を総理する。

(2) 統括監査の職は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査る第３条5.5.2 管理責任者に定める業務を行う。
(5) 契約部長は、本部における原子炉施設の保安に関する調達業務を行う。

(6) 敦賀廃止措置実証部門長は、敦賀廃止措置実証部門担当理事と(6) 敦賀廃止措置実証部門長は、敦賀廃止措置実証部門担当理事とし、理事長を補佐し、敦賀廃止措置実証本部における原子炉施設のし、理事長を補佐し、敦賀廃止措置実証本部における原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の業務並びに第2保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の業務並びに第2項第1号の業務を統理するとともに、管理責任者として敦賀廃止措項第1号の業務を統理するとともに、管理責任者として敦賀廃止措

置実証本部及びもんじゅにおける第３条5.5.2に定める業務を行

置実証本部及びもんじゅにおける第３条5.5.2に定める業務を行う。
(7) 敦賀廃止措置実証本部長は、第８号から第１０号までの業務を統括する。

う。
(7) 敦賀廃止措置実証本部長は、第８号から第１０号までの業務を統括する。

(8) 廃止措置推進室長は、もんじゅの原子炉施設における廃止措置に(8) 廃止措置推進室長は、もんじゅの原子炉施設における廃止措置に係る全体的な計画及び管理に関する業務、ナトリウム処理・処分を係る全体的な計画及び管理に関する業務、ナトリウム処理・処分を

475
44

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第３項
第15号）
（新規）

研開炉規則 第八十七条 第３項
十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)
備考

改 正 後

含む基本的な技術検討及び技術開発並びに技術調整に関する業務

含む基本的な技術検討及び技術開発並びに技術調整に関する業務

を行う。

を行う。

（記載の考え方）(9) 安全・品質保証室長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにお(9) 安全・品質保証室長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにお

原子力規制における検査制度の見直ける原子炉施設の保安に関する品質保証活動、関係法令、規定の遵ける原子炉施設の保安に関する品質保証活動、関係法令、規定の遵しに伴う変更（安全･品質保証室の業

守及び安全文化の醸成活動並びにもんじゅにおける原子炉施設の守及び安全文化の醸成活動並びにもんじゅにおける原子炉施設の務に「第９３条の２ 平常時の環境放もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第３項
第14号）

保安に関する安全確保対策に関する活動及び施設保安管理に関す

保安に関する安全確保対策に関する活動及び施設保安管理に関す

射線モニタリング」に関する業務を追③ 平常時の環境放射線モニタリングの実施体
制（計画、実施、評価等）について定められていること。

(10) 事業管理部長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにおける

品質管理基準規則（機器等の検査等）
第四十八条 原子力事業者等は、機器等に係る要求事項への適合性を検証するために、個別業務計画
に従って、個別業務の実施に係るプロセスの適切な段階において、使用前事業者検査等又は自主検査等を実施しなければならない。

(12) 室長代理は室長を、次長は部長を補佐するとともに、室長又はる活動を推進し、統括する。

原子炉施設の保安に関する調達業務を統括する。
(11) 調達課長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにおける原子炉施設の保安に関する調達業務を行う。

（省略）
５ 原子力事業者等は、保安活動の重要度に応じて、使用前事業者検査等の独立性（使用前事業者検査等を実施する要員をその対象となる機器等を所管する部門に属する要員と部門を異にする要員とすること
その他の方法により、使用前事業者検査等の中立性
及び信頼性が損なわれないことをいう。）を確保しなければならない。

部長が定める範囲で室長又は部長の代理業務を行う。

(10) 事業管理部長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにおける
原子炉施設の保安に関する調達業務を統括する。
(11) 調達課長は、敦賀廃止措置実証本部及びもんじゅにおける原子炉施設の保安に関する調達業務を行う。
(12) 室長代理は室長を、次長は部長を補佐するとともに、室長又は部長が定める範囲で室長又は部長の代理業務を行う。

(13) 各室部課長（廃止措置推進室長、安全・品質保証室長、事業管理(13) 各室部課長（廃止措置推進室長、安全・品質保証室長、事業管理部長及び調達課長をいう。以下同じ。
）は、職務の遂行に当たって、部長及び調達課長をいう。以下同じ。
）は、職務の遂行に当たって、各室部課員（廃止措置推進室員、安全・品質保証室員、事業管理部

各室部課員（廃止措置推進室員、安全・品質保証室員、事業管理部

員及び調達課員をいう。以下同じ。
）を指示･指導し、業務遂行に係員及び調達課員をいう。以下同じ。
）を指示･指導し、業務遂行に係る品質保証活動を行い、各室部課員は各室部課長の指示・指導に従る品質保証活動を行い、各室部課員は各室部課長の指示・指導に従い業務を実施する。

い業務を実施する。

(14) 敦賀廃止措置実証本部長又は各室部課長が不在の場合は、その(14) 敦賀廃止措置実証本部長又は各室部課長が不在の場合は、その職職務は代理職位が代行することができる。

務は代理職位が代行することができる。

２ もんじゅにおける原子炉施設の保安に関する各職位と職務は、次の２ もんじゅにおける原子炉施設の保安に関する各職位と職務は、次のとおりとする。

とおりとする。

(1) 所長は、原子炉施設の保安及び保安に関する品質保証活動の業(1) 所長は、原子炉施設の保安及び保安に関する品質保証活動の業務を統括する。
(2) 副所長は、所長を補佐するとともに、所長が定める範囲で所長の品質管理基準規則の解釈第４８条（機器等の検査等）
２ 第５項に規定する「使用前事業者検査等の独立性（使用前事業者検査等を実施する要員をその対象となる機器等を所管する部門に属する要員と部門を異にする要員とすることその他の方法により、使用前事業者検査等の中立性及び信頼性が損なわれないことをいう。）を確保」するに当たり、重大事
故の発生及び拡大の防止に必要な措置が要求されていない原子力施設においては、当該使用前事
業者検査等の対象となる機器等の工事（補修、取替え、改造等）又は点検に関与していない要員に
使用前事業者検査等を実施させることができる。
３ 第５項に規定する「部門を異にする要員とすること」とは、使用前事業者検査等を実施する要員と当該検査対象となる機器等を所管する部門に属する要員が、原子力施設の保安規定に規定する職務の内容に照らして、別の部門に所属していることをいう。
４ 第５項に規定する「使用前事業者検査等の中立性
及び信頼性が損なわれないこと」とは、使用前事
業者検査等を実施する要員が、当該検査等に必要な力量を持ち、適正な判断を行うに当たり、何人からも不当な影響を受けることなく、当該検査等を実施できる状況にあることをいう。

る活動を推進し、統括する。また、平常時の環境放射線モニタリン 記）
グに関する業務を行う。

代理業務を行う。

務を統括する。
(2) 副所長は、所長を補佐するとともに、所長が定める範囲で所長の代理業務を行う。

(3) 廃止措置部長は、第6号から第12号までの業務を統括する。

(3) 廃止措置部長は、第6号から第12号までの業務を統括する。

(4) 安全・品質保証部長は、第13号から第15号までの業務を統括す(4) 安全・品質保証部長は、第13号から第15号までの業務を統括する。
(5) 次長は、部長を補佐するとともに、部長が定める範囲で部長の代理業務を行う。

る。
(5) 次長は、部長を補佐するとともに、部長が定める範囲で部長の代理業務を行う。

(6) 計画管理課長は、原子炉施設の安全確保に関する技術的検討に(6) 計画管理課長は、原子炉施設の安全確保に関する技術的検討について取りまとめ、保守の計画及び管理（安全管理課の所管業務をついて取りまとめ、保守の計画及び管理（安全管理課の所管業務を除く。
）、保全計画の管理、保安教育に関する業務を行う。

除く。
）、保全計画の管理、保安教育に関する業務を行う。

(7) 機械保全課長は、原子炉施設のうち機械設備に係る保守の実施(7) 機械保全課長は、原子炉施設のうち機械設備に係る保守の実施に関する業務（安全管理課長及び燃料環境課長の所管業務を除く。
）

に関する業務（安全管理課長及び燃料環境課長の所管業務を除く。
）

を行う。

を行う。

(8) 電気保全課長は、原子炉施設のうち電気設備及び計測制御設備(8) 電気保全課長は、原子炉施設のうち電気設備及び計測制御設備に係る保守の実施に関する業務（安全管理課長及び燃料環境課長のに係る保守の実施に関する業務（安全管理課長及び燃料環境課長の所管業務を除く。
）を行う。

所管業務を除く。
）を行う。

(9) 施設保全課長は、原子炉施設のうち敷地及び建物構築物に係る保守の実施に関する業務を行う。

(9) 施設保全課長は、原子炉施設のうち敷地及び建物構築物に係る保守の実施に関する業務を行う。

(10) 燃料環境課長は、燃料取扱作業、燃料取扱及び貯蔵設備並びに(10) 燃料環境課長は、燃料取扱作業、燃料取扱及び貯蔵設備並びに放射性廃棄物廃棄施設の保守の実施及び放射性固体廃棄物の保管

放射性廃棄物廃棄施設の保守の実施及び放射性固体廃棄物の保管管理に関する業務を行う。

管理に関する業務を行う。

(11) 施設管理課長は、原子炉施設の運用管理、放射性廃棄物管理（燃料環境課の所管業務を除く。
）に関する業務を行う。

(11) 施設管理課長は、原子炉施設の運用管理、放射性廃棄物管理（燃料環境課の所管業務を除く。
）に関する業務を行う。

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45

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 後(12) 当直長は、施設管理課長の下で、原子炉施設の運転操作に関す(12) 当直長は、施設管理課長の下で、原子炉施設の運転操作に関す(13) 品質保証課長は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の推進に関する業務を行う。

③ 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

原子力規制における検査制度の見直進に関する業務を行う。また、定期事業者検査に関する業務を行う。 しに伴う変更
管理、炉心管理及び燃料管理（燃料環境課長及び施設保安課長の所として、定期事業者検査に関する業務

管業務を除く。
）に関する業務を行う。

を追記）(15) 施設保安課長は、燃料の輸送、危機管理に関する業務を行う。

(15) 施設保安課長は、燃料の輸送、危機管理に関する業務を行う。

(16) 管理課長は、所員の放射線業務従事者の健康管理に関する業務(16) 管理課長は、所員の放射線業務従事者の健康管理に関する業務を行う。

(17) 第６号から第１１号及び第１３号から第１６号に規定する職位(17) 第６号から第１１号及び第１３号から第１６号に規定する職位（以下「各課長」という。
）は、それぞれ各号に定める職務に基づき（以下「各課長」という。
）は、それぞれ各号に定める職務に基づき「第９章非常時の措置」、「第１０章保安教育」並びに「第１１章記「第９章非常時の措置」、「第１０章保安教育」並びに「第１１章記

録及び報告」に関する業務を行う。

録及び報告」に関する業務を行う。

(18) 各課長は、業務の遂行に当たって、課員を指示・指導し、業務遂(18) 各課長は、業務の遂行に当たって、課員を指示・指導し、業務遂行に係る品質保証活動を行う。また、各課員は各課長の指示・指導

行に係る品質保証活動を行う。また、各課員は各課長の指示・指導に従い業務を実施する。

に従い業務を実施する。

(19) 所長、各部長（廃止措置部長及び安全・品質保証部長をいう。以(19) 所長、各部長（廃止措置部長及び安全・品質保証部長をいう。以下同じ。
）及び各課長が不在の場合、その職務はそれぞれの代理職位下同じ。
）及び各課長が不在の場合、その職務はそれぞれの代理職位が代理して行うことができる。

が代理して行うことができる。
第２節 中央安全審査・品質保証委員会及び安全・品質保証推進会議

第６条 （削除）（変更なし）（中央安全審査・品質保証委員会の審議事項、構成等）（中央安全審査・品質保証委員会の審議事項、構成等）

第７条 機構に中央安全審査・品質保証委員会を置く。

第７条 機構に中央安全審査・品質保証委員会を置く。

２ 中央安全審査・品質保証委員会は、理事長の諮問に応じ、原子炉施設

２ 中央安全審査・品質保証委員会は、理事長の諮問に応じ、原子炉施設の保安に関する以下の基本的重要事項を審議する。

の保安に関する以下の基本的重要事項を審議する。

(1) 施設の設置、運転及び廃止措置に伴う安全に関する基本事項(1) 施設の設置、運転及び廃止措置に伴う安全に関する基本事項① 原子炉設置許可の変更に関する重要事項① 原子炉設置許可の変更に関する重要事項② 廃止措置計画の変更に関する重要事項② 廃止措置計画の変更に関する重要事項(2) 事故又は非常事態の重大事項（研究開発段階発電用原子炉の設(2) 事故又は非常事態の重大事項（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「研究開発段階炉規則」という。
）第置、運転等に関する規則（以下「研究開発段階炉規則」という。
）第１２９条に定める事象）

１２９条に定める事象）(3) 品質保証活動の基本事項(3) 品質保証活動の基本事項(4) その他、理事長の諮問する事項
３ 中央安全審査・品質保証委員会は、安全担当理事を委員長とし、理事長が指名した委員をもって構成する。
４ 中央安全審査・品質保証委員会委員長は、審議結果を理事長に答申す
る。

（削る）

(13) 品質保証課長は、原子炉施設の保安に関する品質保証活動の推管理、炉心管理及び燃料管理（燃料環境課長及び施設保安課長の所

５ 理事長は審議結果を尊重する。
② ①の各職位は、その職務を遂行するに当た
り、法令、廃止措置計画及び保安規定の定めを遵守することが明記されていること。

る業務を行う。

（品質保証課の業務に独立検査組織第２節 中央安全審査・品質保証委員会及び安全・品質保証推進会議

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87 条第３項第４号）※※５に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 本店（本部）及び事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべ
き措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

（記載の考え方）(14) 安全管理課長は、放射線管理、放射線管理機器の保守管理、化学を行う。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87条第３項第５号）※※６に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 廃止措置段階のもんじゅにおける保安活動に必要な組織について定められ、責任者その他の職位（研開炉規則第87 条第3 項第1号から第27号までに掲げる事項のいずれかに関する定めにおいて、その関わりが明記されているものに限る。
）が、その職務の内容を明らかにして定められていること。委員会等を設ける場合は、その役割、位置付け、審議事
項及び構成員に関することが定められてい
ること。

備考

(14) 安全管理課長は、放射線管理、放射線管理機器の保守管理、化学管業務を除く。
）に関する業務を行う。

研開炉規則 第八十七条 第３項
四 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

る業務を行う。

研開炉規則 第八十七条 第３項
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること

改正前後比較表

＊１：原子炉等規制法第４３条の３の３３第２項の規定に基づき認可を受けた廃止措置計画をいう。以下同じ。

（変更なし）(4) その他、理事長の諮問する事項
３ 中央安全審査・品質保証委員会は、安全担当理事を委員長とし、理事長が指名した委員をもって構成する。
４ 中央安全審査・品質保証委員会委員長は、審議結果を理事長に答申する。
５ 理事長は審議結果を尊重する。
＊１：原子炉等規制法第４３条の３の３４第２項の規定に基づき認可を 記載の適正化（法令改正による条文追加に伴う変更）受けた廃止措置計画をいう。以下同じ。

② 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 発電用原子炉施設の運転に関する安全審査（研開炉規則第87条第３項第８号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
８ 発電用原子炉施設の運転の安全審査（研開炉規則第87条第３項第８号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること研開炉規則 第八十七条 第３項
四 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87条第３項第５号）※※６に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 廃止措置段階のもんじゅにおける保安活動に必要な組織について定められ、責任者その他の職位（研開炉規則第87 条第3 項第1号から第27号までに掲げる事項のいずれかに関する定めにおいて、その関わりが明記されているものに限る。
）が、その職務の内容を明らかにして定められていること。委員会等を設ける場合は、その役割、位置付け、審議事
項及び構成員に関することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87 条第３項第４号）※※５に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 本店（本部）及び事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべ
き措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後（敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議の審議事項、構成等）（敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議の審議事項、構成等）

第７条の２ 敦賀廃止措置実証部門に敦賀廃止措置実証部門安全・品質保第７条の２ 敦賀廃止措置実証部門に敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議を置く。

２ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、原子炉施設の保安に関する以下の事項を審議する。ただし、あらかじめ敦賀廃止措置実に関する以下の事項を審議する。ただし、あらかじめ敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議で定めた軽微な事項は除く。

証部門安全・品質保証推進会議で定めた軽微な事項は除く。

(1) 施設の設置、運転、廃止措置等に関する基本事項(1) 施設の設置、運転、廃止措置等に関する基本事項① 原子炉設置許可の変更に関する事項① 原子炉設置許可の変更に関する事項② 保安規定の変更に関する事項② 保安規定の変更に関する事項③ 廃止措置計画の変更に関する事項③ 廃止措置計画の変更に関する事項(2) 事故又は非常事態に関する重大事項（研究開発段階炉規則第１２９条に定める事象）

９条に定める事象）(3) 品質保証活動の基本事項(4) 保安規定別表３－１及び別表３－２に示す敦賀廃止措置実証本(4) 保安規定別表３－１に示す敦賀廃止措置実証本部の所管文書の(5) 法令等の遵守、安全文化の醸成に係る年度活動計画、年度活動計

制定、改定及び廃止[削る]

画の活動状況及び活動結果に関する事項（削る）③ 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

② 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 発電用原子炉施設の運転に関する安全審査（研開炉規則第87 条第3 項第8号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
８ 発電用原子炉施設の運転の安全審査（研開炉規則第87 条第３項第８号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

（記載の考え方）(2) 事故又は非常事態に関する重大事項（研究開発段階炉規則第１２(3) 品質保証活動の基本事項
部の所管文書の制定、改定及び廃止

備考

証推進会議を置く。

２ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、原子炉施設の保安(6) その他、敦賀廃止措置実証部門長が必要と認めた事項② ①の各職位は、その職務を遂行するに当た
り、法令、廃止措置計画及び保安規定の定めを遵守することが明記されていること。

改正前後比較表

(5) その他、敦賀廃止措置実証部門長が必要と認めた事項

３ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、敦賀廃止措置実証

３ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、敦賀廃止措置実証

部門長を委員長とする。委員長が委員会の会議に出席できない場合は、部門長を委員長とする。委員長が委員会の会議に出席できない場合は、

あらかじめ委員長が指名した者が会議に出席し、委員長の職務を行う。

あらかじめ委員長が指名した者が会議に出席し、委員長の職務を行う。

４ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、敦賀廃止措置実証

４ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は、敦賀廃止措置実証

本部長、廃止措置推進室長、安全・品質保証室長、事業管理部長、所本部長、廃止措置推進室長、安全・品質保証室長、事業管理部長、所長及び委員長が指名した委員をもって構成する。

長及び委員長が指名した委員をもって構成する。

記載の適正化（別表３-１と３-２の統合に伴う変更）
原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（第３条 品質マネジ
メントシステムに統合）

478
47国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
五 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること研開炉規則 第八十七条 第３項
四 廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87条第3項第5 号）※※６に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲等）を除く。
① 廃止措置段階のもんじゅにおける保安活動に必要な組織について定められ、責任者その他の職位（研開炉規則第87 条第3 項第1号から第27号までに掲げる事項のいずれかに関する定めにおいて、その関わりが明記されているものに限る。
）が、その職務の内容を明らかにして定められていること。委員会等を設ける場合は、その役割、位置付け、審議事
項及び構成員に関することが定められていること。
② ①の各職位は、その職務を遂行するに当た
り、法令、廃止措置計画及び保安規定の定めを遵守することが明記されていること。
③ 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織（研開炉規則
第87 条第３項第４号）※※ ５に掲げる事項（発電用原子炉主任技術者の職務の範囲を除く。
① 本店（本部）及び事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべ
き措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

（削る）② 機構の理事長が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を管理し、もんじゅによる災害を防止するため、保安規定を定めることが明記されていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
八 発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 発電用原子炉施設の運転に関する安全審査（研開炉規則第87 条第3 項第8号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
８ 発電用原子炉施設の運転の安全審査（研開炉規則第87 条第３項第８号）○発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及びもんじゅの保安の運営に関する重要事項を審議する委員会等の設置、構成及び審議事項について定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
五の二 発電用原子炉主任技術者の職務の範囲及びその内容並びに発電用原子炉主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。
）。

研開炉規則 第八十七条 第３項
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（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
６ 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（研開炉規則第87条第３項第５号の２）① 発電用原子炉主任技術者の選任及び配置に関すること。
発電用原子炉主任技術者を選任すること
及びその組織上の位置付けについて定めら

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 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（研開炉規則第87条第３項第５号）① 発電用原子炉主任技術者の選任及び配置に関すること。
発電用原子炉主任技術者を選任すること
及びその組織上の位置付けについて定めら

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 後（もんじゅ安全・品質保証推進会議の審議事項、構成等）（もんじゅ安全・品質保証推進会議の審議事項、構成等）

第８条 もんじゅにもんじゅ安全・品質保証推進会議を置く。

第８条 もんじゅにもんじゅ安全・品質保証推進会議を置く。

２ もんじゅ安全・品質保証推進会議は、原子炉施設の保安に関する以下

２ もんじゅ安全・品質保証推進会議は、原子炉施設の保安に関する以下の事項を審議する。ただし、あらかじめもんじゅ安全・品質保証推進の事項を審議する。ただし、あらかじめもんじゅ安全・品質保証推進会議で定めた軽微な事項は除く。

会議で定めた軽微な事項は除く。

(1) 原子炉施設の保安に関し、第７条第２項第２号及び第７条の２第(1) 原子炉施設の保安に関し、第７条第２項第２号及び第７条の２第２項第２号で定める中央安全審査・品質保証委員会及び敦賀廃止措２項第２号で定める中央安全審査・品質保証委員会及び敦賀廃止措

置実証部門安全・品質保証推進会議において審議する事項

置実証部門安全・品質保証推進会議において審議する事項(2) 原子炉施設の保安に関し、もんじゅ安全・品質保証推進会議にお備考（記載の考え方）(2) 原子炉施設の保安に関し、もんじゅ安全・品質保証推進会議において審議を必要とする以下の事項

いて審議を必要とする以下の事項① 保安規定の変更① 保安規定の変更② 原子炉設置許可申請書本文に記載の構築物、系統及び機器の変② 原子炉設置許可申請書本文に記載の構築物、系統及び機器の変更に関する事項

更に関する事項③ 廃止措置計画の変更③ 廃止措置計画の変更④ 廃止措置管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止④ 廃止措置管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑤ 燃料管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑤ 燃料管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑥ 放射性廃棄物管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑥ 放射性廃棄物管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑦ 放射線管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑦ 放射線管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止

原子力規制における検査制度の見直⑧ 保守管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑧ 施設管理に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑨ 非常時の措置に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止⑨ 非常時の措置に関するもんじゅ規則の制定、改定及び廃止

しに伴う変更
（「保守管理」を「施設管理」に変更）⑩ 改造の実施に関する事項⑩ 改造の実施に関する事項⑪ 保安教育の年間計画の策定に関する事項⑪ 保安教育の年間計画の策定に関する事項⑫ 保全計画の策定及び見直しに関する事項(3) その他、所長が必要と認めた事項⑫ 保全計画の策定及び見直しに関する事項(3) その他、所長が必要と認めた事項

３ もんじゅ安全・品質保証推進会議の委員長は所長とする。委員長が委

３ もんじゅ安全・品質保証推進会議の委員長は所長とする。委員長が委員会の会議に出席できない場合は、あらかじめ委員長が指名した者が員会の会議に出席できない場合は、あらかじめ委員長が指名した者が会議に出席し、委員長の職務を行う。
４ もんじゅ安全・品質保証推進会議は、発電用原子炉主任技術者（以下「原子炉主任技術者」という。
）、各部長及び委員長が指名した委員をもって構成する。

会議に出席し、委員長の職務を行う。
４ もんじゅ安全・品質保証推進会議は、発電用原子炉主任技術者（以下「原子炉主任技術者」という。
）、各部長及び委員長が指名した委員をもって構成する。

第３節 主任技術者

第３節 主任技術者（変更なし）（原子炉主任技術者の選任）
第９条 理事長は、原子炉主任技術者及び代行者を原子炉主任技術者免状（変更なし）を有する者であって、次のいずれかの業務に通算して３年以上従事した経験を有する者のうちから選任する。
(1) 原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務(2) 原子炉の運転に関する業務(3) 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(4) 原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務
２ 原子炉主任技術者及び代行者の職位は、管理職以上とする。
３ 原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は、代行者と交代する。
ただし、職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は、第１項及び前項に基づき、改めて原子炉主任技術者を選任する。

479
48

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

れていること。特に、発電用原子炉主任技術者が保安の監督に支障を来すことがないよ
う、上位者等との関係において独立性が確保されていること。なお、もんじゅの保安組織から独立していることが当然に求められるものではない。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)
備考（記載の考え方）

れていること。特に、発電用原子炉主任技術者が保安の監督に支障を来すことがないよ
う、上位者等との関係において独立性が確保されていること。なお、もんじゅの保安組織から独立していることが当然に求められるものではない。

以下、省略

以下、省略

研開炉規則 第八十七条 第３項
五の二 発電用原子炉主任技術者の職務の範囲及びその内容並びに発電用原子炉主任技術者が保安の監督を行う上で必要となる権限及び組織上の位置付けに関すること（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。
）。

研開炉規則 第八十七条 第３項
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（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
６ 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（研開炉規則第87条第３項第５号の２）① （省略）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
５ 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（研開炉規則第87条第３項第５号）① （省略）② 発電用原子炉主任技術者の職務について、次に掲げる事項が明記されていること。
I 機構の理事長又はもんじゅの所長に対し意見具申等を行うこと。
II 発電用原子炉施設の廃止措置に従事する者に対して、指導・助言を行うこと。
III 保安教育の実施計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
IV 各種要領書等の制定、改廃に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
V 保安上重要な計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
VI 保安規定に係る記録の確認を行うこと。
VII 法令に基づく報告について、精査、指導・助言を行うこと。
③ 発電用原子炉主任技術者の意見等の尊重について、次の事項が定められていること。
I 機構の理事長その他の経営責任者が、発電用原子炉主任技術者の意見具申等を尊重すること。
II もんじゅの廃止措置に従事する者は、発電用原子炉主任技術者の指導・助言を尊重すること。

② 発電用原子炉主任技術者の職務について、次に掲げる事項が明記されていること。
I 機構の理事長又はもんじゅの所長に対し意見具申等を行うこと。
II 発電用原子炉施設の廃止措置に従事する者に対して、指導・助言を行うこと。
III 保安教育の実施計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
IV 各種要領書等の制定、改廃に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
V 保安上重要な計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
VI 保安規定に係る記録の確認を行うこと。
VII 法令に基づく報告について、精査、指導・助言を行うこと。
③ 発電用原子炉主任技術者の意見等の尊重について、次の事項が定められていること。
I 機構の理事長その他の経営責任者が、発電用原子炉主任技術者の意見具申等を尊重すること。
II もんじゅの廃止措置に従事する者は、発電用原子炉主任技術者の指導・助言を尊重すること。

④ 省略④（省略）⑤ (省略)⑥ (省略)（原子炉主任技術者の職務）⑤ 省略

第１０条 原子炉主任技術者は、原子炉施設の廃止措置に関する保安の監（変更なし）（変更なし）

督を誠実に行うことを任務とし、次の職務を遂行する。
(1) 原子炉施設の廃止措置に関し保安上必要な場合には、理事長、敦賀廃止措置実証部門長又は所長へ意見具申する。
(2) 原子炉施設の廃止措置に関し保安上必要な場合には、原子炉施設の廃止措置に従事する者へ指導・助言を行う。
(3) 別表１０－１に定める事項の確認において、精査し、必要な指導・助言を行う。
(4) 別表１０－２に定める関係課長からの報告内容等を確認する。
(5) 別表１０－３に定める記録の記載内容を確認する。
(6) 第１１９条の報告について、精査し、必要な指導・助言を行う。
(7) その他原子炉施設の廃止措置に関して、保安の監督に必要な職務を行う。
２ 理事長、敦賀廃止措置実証部門長又は所長は、原子炉主任技術者が原
子炉施設の廃止措置に関し保安のためにする意見具申を尊重する。
３ 原子炉施設の廃止措置に従事する者は、原子炉主任技術者が原子炉施設の廃止措置に関する保安のためにする指導・助言を尊重する。

480
49

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

備考

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

別表１０－１ 原子炉主任技術者の確認事項

別表１０－１ 原子炉主任技術者の確認事項

条

文

内

容

第１７条

手順の作成

第６３条

施設運用上の基準を満 施設運用上の基準を満足しなか

第６６条（法令改正に伴う対応ではない）
６７条の５を削除するため

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改正前後比較表

廃止措置管理に関する手順書

足しない場合の措置

った場合

異常時の措置

異常の収束

条

文

（記載の考え方）

内

容

第１７条

手順の作成

第６３条

施設運用上の基準を満 施設運用上の基準を満足しなか

第６６条

廃止措置管理に関する手順書

足しない場合の措置

った場合

異常時の措置異常の収束

第６７条の 廃止措置計画の実施工 現地マスター工程表

第６７条の 廃止措置計画の実施工 現地マスター工程表

４

４

程管理

程管理

第６７条の 廃止措置計画の実施工 現地マスター詳細工程表

第６７条の 廃止措置計画の実施工 現地マスター詳細工程表

４

４

程管理

第６７条の ２次冷却材ナトリウム ナトリウム移送作業の再開
５

程管理
項目の削除（ナトリウム移送完了に[削る]伴う第６７条の５削除のため）一時保管用タンクへの
移送

第６８条

新燃料の運搬輸送計画

第７１条

炉心構成要素等取替作 炉心構成要素等取替実施計画

第６８条

新燃料の運搬第７１条

炉心構成要素等取替作 炉心構成要素等取替実施計画

業
第７１条
第７１条

業

炉心構成要素等取替作 炉心構成要素等取替作業の開業
炉心構成要素等取替作業

第７１条の 燃料処理・貯蔵作業

炉心構成要素等取替作業の再開
燃料処理・貯蔵実施計画

燃料処理・貯蔵作業の開始

燃料処理・貯蔵作業

燃料処理・貯蔵作業の再開

第７４条

使用済燃料の運搬

輸送計画

第７５条

放射性固体廃棄物の管 放射性固体廃棄物周辺監視区域

第７１条の
２

第８１条

炉心構成要素等取替作 炉心構成要素等取替作業の開業

第７１条

炉心構成要素等取替作業

第７１条の 燃料処理・貯蔵作業

理

外運搬計画

管理区域の設定

一部区域の管理区域からの解除

第７１条の燃料処理・貯蔵作業

燃料処理・貯蔵作業の再開

第７４条

使用済燃料の運搬

輸送計画

第７５条

放射性固体廃棄物の管 放射性固体廃棄物周辺監視区域

第７１条の
２

第８１条

理

外運搬計画

管理区域の設定

一部区域の管理区域からの解除

管理区域の設定

緊急に管理区域を設定又は解除

要件
第８１条

管理区域の設定

管理区域への出入管理

管理区域への立入許可に係る事

周辺監視区域外への持 核燃料物質等周辺監視区域外運
ち出し

搬計画

第 100 条

協力会社の放射線防護

放射線防護の必要事項

第 105 条

非常事態対策組織

第 106 条

要員の確保

第 108 条

通報系統

緊急に管理区域を設定又は解除
する要件

第８４条

管理区域への出入管理項
第９７条

燃料処理・貯蔵実施計画

燃料処理・貯蔵作業の開始

する要件
第８４条

炉心構成要素等取替作業の再開

燃料処理・貯蔵作業

２

要件
第８１条

始

２
燃料処理・貯蔵作業

２

第７１条

始

２
第７１条の

輸送計画

管理区域への立入許可に係る事項

第９７条

周辺監視区域外への持 核燃料物質等周辺監視区域外運
ち出し

搬計画

第 100 条

協力会社の放射線防護

放射線防護の必要事項

非常事態対策組織

第 105 条

非常事態対策組織

非常事態対策組織

非常事態対策組織の所員の配置

第 106 条

要員の確保

非常事態対策組織の所員の配置

非常事態が生じた場合の通報系

第 108 条

通報系統

非常事態が生じた場合の通報系

統

統

第 109 条

非常時対処訓練

非常時対処訓練実施計画

第 109 条

非常時対処訓練

非常時対処訓練実施計画

第 116 条所員への保安教育

保安教育実施計画

第 116 条所員への保安教育

保安教育実施計画

481
50

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
第 117 条

協力会社従業員への保 保安教育実施計画（協力会社）

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 後
第 117 条備考
（記載の考え方）

協力会社従業員への保 保安教育実施計画（協力会社）
安教育

安教育

（変更なし）（変更なし）

別表１０－２ 関係課室長からの報告内容
条

文

内

容

第２４条 地震・火災等発生時の対応 地震・火災等発生時の対応措置第６７条の 工事完了の報告
３

工事計画書に基づく工事の結果第７９条 放出管理目標値を超えた 放射性物質の放出量が放出管場合の措置

理目標値を超えた場合の周辺
公衆の線量評価結果

第９３条 線量当量率等の測定

管理区域内、管理区域境界及び周辺監視区域境界付近の外部放射線に係る線量当量率等
並びに周辺監視区域境界付近の空気吸収線量等に異常が認められた場合第 111 条 応急措置第110条の場合に周辺監視区
域内の線量当量率及び空気中の放射性物質の濃度を調査した結果

第 116 条 所員への保安教育

保安教育実施結果

第 117 条 協力会社従業員への保安 保安教育実施結果
教育第 119 条 報告

施設運用上の基準を満足していないと判断した場合

第 119 条 報告

研究開発段階炉規則第129条に定める報告を要する事態が発生した場合482
51

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 後

備考
（記載の考え方）（変更なし）

別表１０－３ 原子炉主任技術者が確認する記録

別表１０－３ 原子炉主任技術者が確認する記録

記 録 項 目記 録 項 目１．検査報告書

１．検査報告書(1) 第 103 条に定める検査の報告書(1) 第 103 条に定める検査の報告書

２．運転記録２．運転記録(1) 熱出力(1) 熱出力(2) 炉心の中性子束密度(2) 炉心の中性子束密度(3) 炉心の温度(3) 炉心の温度(4) 冷却材入口温度(4) 冷却材入口温度(5) 冷却材出口温度(5) 冷却材出口温度(6) 冷却材圧力(6) 冷却材圧力(7) 冷却材流量(7) 冷却材流量(8) 制御棒位置(8) 制御棒位置(9) 原子炉に使用している冷却材の純度(9) 原子炉に使用している冷却材の純度

３．燃料に係わる記録

３．燃料に係わる記録(1) 原子炉内における燃料体の配置(1) 原子炉内における燃料体の配置(2) 使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置(2) 使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置(3) 使用済燃料の払出し時における放射能の量(3) 使用済燃料の払出し時における放射能の量(4) 燃料体の形状又は性状に関する検査の結果(4) 燃料体の形状又は性状に関する検査の結果

４．運転日誌

４．運転日誌(1) 運転責任者の氏名(1) 運転責任者の氏名(2) 運転員の氏名(2) 運転員の氏名(3) 交代の日時(3) 交代の日時(4) 交代時の引継事項(4) 交代時の引継事項(5) 運転開始日時(5) 運転開始日時(6) 臨界到達日時(6) 臨界到達日時(7) 運転切替日時(7) 運転切替日時(8) 緊急しゃ断日時(8) 緊急しゃ断日時(9) 運転停止日時(9) 運転停止日時

記 録 項 目
５．放射線管理に係わる記録(1) 原子炉本体、使用済燃料の貯蔵施設、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

記 録 項 目
５．放射線管理に係わる記録(1) 原子炉本体、使用済燃料の貯蔵施設、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(2) 管理区域における外部放射線の 1 週間の線量及び空気中の放(2) 管理区域における外部放射線の 1 週間の線量及び空気中の放射性物質の１週間についての平均濃度並びに放射性物質によっ

射性物質の１週間についての平均濃度並びに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て汚染された物の表面の放射性物質の密度(3) 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(3) 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

483
52

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第六十二条 （記録）記録）第六十二条 法第四十三条の三の二十一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。

研開炉規則 第六十二条 （記録）（記録）第六十二条 法第四十三条の三の二十一の規定による記録は、発電用原子炉ごとに、次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

記録事項

記録すべき
場合

保存期間

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
６．放射性廃棄物に係わる記録

第 03 章_保安管理体制(第 4～12 条)

改 正 後(1) 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

均濃度

(2) 廃棄施設に保管廃棄した放射性廃棄物の種類、
当該放射性廃棄(2) 廃棄施設に保管廃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保管廃棄の日時、場所及び方法

び比重並びにその保管廃棄の日時、場所及び方法(3) 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備考（記載の考え方）

６．放射性廃棄物に係わる記録(1) 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は、その方法

一 発電用原
子炉施設の施設管理（第七十六条第一項に規定するものをいう。以下この表にお
いて同じ。
）に
係る記録

改正前後比較表

(3) 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(4) 周辺監視区域の外において運搬した核燃料物質等の種類別の(4) 周辺監視区域の外において運搬した核燃料物質等の種類別の数量、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

経路
原子力規制における検査制度の見直７．巡視及び点検の結果

しに伴う変更(1) 原子炉施設の巡視及びその点検の状況並びにその担当者の氏名（研究開発段階炉規則第６２条の記録項目から削除されたことにより削

（省略）
ハ 第七十
五条の規定
による巡視
又は点検の
状況（法第四
十三条の三
の三十四第
二項の認可
を受け、第百
十一条第一
項第六号の
性能維持施
設が存在し
ない場合の
廃止措置対
象施設にお
いては、巡視の状況に限る。）並びに
その担当者
の氏名

（省略）

８．保守作業の結果(1) 原子炉施設の修理の状況及びその担当者の氏名

毎日一回。ただし、法第四
十三条の三
の三十四第
二項の認可
を受け、第百
十一条第一
項第六号の
性能維持施
設が存在し
ない場合に
おける当該
廃止措置対
象施設に係
る巡視にあ
っては毎週
一回とする。

７．保全の結果(1) 原子炉施設の修理の状況及びその担当者の氏名(2) 原子炉施設の巡視及びその点検の状況並びにその担当者の氏名

［削る。
］

巡視又は点
検を実施し
た施設又は
設備を廃棄
した後五年
が経過する
までの期間

［削る。
］

［削る。
］

９．事故報告書(1) 事故の発生及び復旧の日時(2) 事故の状況及び事故に際して採った措置(2) 事故の状況及び事故に際して採った措置(3) 事故の原因(3) 事故の原因(4) 事故後の措置(4) 事故後の措置

１０．保安教育の実施計画

９．保安教育の実施計画

１１．保安教育の実施報告

１０．保安教育の実施報告

１２．管理区域及び保全区域

また、「１０３条 7．保全の実施」と記載と合わせる）

８．事故報告書(1) 事故の発生及び復旧の日時(1) 保安教育の実施日時、項目及び受けた者の氏名除し、巡視は、施設管理に統合する。

(1) 保安教育の実施日時、項目及び受けた者の氏名

１１．管理区域及び保全区域(1) 管理区域図(1) 管理区域図(2) 管理区域の設定、解除の状況(2) 管理区域の設定、解除の状況(3) 保全区域図(3) 保全区域図(4) 保全区域の設定、解除の状況(4) 保全区域の設定、解除の状況

１３．廃止措置に係る工事の方法、時期および対象となる発電用原子炉

１２．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施設の設備の名称

設の設備の名称第１１条 （削除）（変更なし）（変更なし）

第１２条 （削除）（変更なし）（変更なし）

記載の適正化484
53

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

第４章 廃止措置管理

第４章 廃止措置管理第１節 通則第１節 通則備考（記載の考え方）（構成及び定義）（構成及び定義）

第１３条 本章における原子炉の状態の定義は、別表１３のとおりとす

第１３条 本章における原子炉の状態の定義は、別表１３のとおりとする。

る。

２ 第２節における条文の基本的な構成は次のとおりとする。

２ 第２節における条文の基本的な構成は次のとおりとする。

(1) 第１項：施設運用上の基準(1) 第１項：施設運用上の基準(2) 第２項：施設運用上の基準を満足していることを確認するため(2) 第２項：施設運用上の基準を満足していることを確認するため

に行う検査

に行う検査
＊１

(3) 第３項：施設運用上の基準を満足していないと判断した場合に要求される措置(3) 第３項：施設運用上の基準を満足していないと判断した場合＊１に要求される措置

３ 本章において、主要な用語の定義は、次のとおりとする。
(1) 「炉心構成要素」とは、燃料、制御棒集合体、中性子しゃへい
体、中性子源集合体及び固定吸収体をいう。

３ 本章において、主要な用語の定義は、次のとおりとする。
(1) 「炉心構成要素」とは、燃料、制御棒集合体、中性子しゃへい
体、中性子源集合体及び固定吸収体をいう。

(2) 「炉心構成要素等」とは、炉心構成要素及び模擬炉心構成要素をいう。

(2) 「炉心構成要素等」とは、炉心構成要素及び模擬炉心構成要素をいう。

(3) 「炉心構成要素等取替作業」とは、模擬炉心構成要素、中性子(3) 「炉心構成要素等取替作業」とは、模擬炉心構成要素、中性子

しゃへい体又は固定吸収体を炉外燃料貯蔵槽から取り出し原子炉

しゃへい体又は固定吸収体を炉外燃料貯蔵槽から取り出し原子炉へ装荷する作業又は炉心構成要素等を原子炉から取り出し炉外燃へ装荷する作業又は炉心構成要素等を原子炉から取り出し炉外燃料貯蔵槽に収納する作業をいう。

料貯蔵槽に収納する作業をいう。

(4) 「燃料処理・貯蔵作業」とは、炉心構成要素等を炉外燃料貯蔵(4) 「燃料処理・貯蔵作業」とは、炉心構成要素等を炉外燃料貯蔵槽から取り出し燃料洗浄設備でナトリウムを洗浄・除去した上で槽から取り出し燃料洗浄設備でナトリウムを洗浄・除去した上で燃料池に貯蔵する作業、燃料、模擬炉心構成要素又は固定吸収体

燃料池に貯蔵する作業、燃料、模擬炉心構成要素又は固定吸収体

を新燃料貯蔵室から取り出し炉外燃料貯蔵槽に収納する作業又はを新燃料貯蔵室から取り出し炉外燃料貯蔵槽に収納する作業又は炉外燃料貯蔵槽若しくは燃料池内での炉心構成要素等の配置替え

炉外燃料貯蔵槽若しくは燃料池内での炉心構成要素等の配置替えを行う作業をいう。

を行う作業をいう。

(5) 「速やかに」とは、可能な限り短時間で要求される措置を実施(5) 「速やかに」とは、可能な限り短時間で要求される措置を実施するものであるが、一義的に時間を決められないものであり、意するものであるが、一義的に時間を決められないものであり、意図的に遅延させることなく、要求される措置を組織的に＊２実施す

図的に遅延させることなく、要求される措置を組織的に＊２実施する準備が整い次第という意味である。ただし、複数の「速やかに」る準備が整い次第という意味である。ただし、複数の「速やかに」実施することを要求される措置がある場合は、いずれか一つの要

実施することを要求される措置がある場合は、いずれか一つの要求される措置を「速やかに」実施し、引き続き遅滞なく、残りの求される措置を「速やかに」実施し、引き続き遅滞なく、残りの要求される措置を実施する。

要求される措置を実施する。

(6) 「燃料」とは、炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体、試※法令改正による対応ではない
現状に即した記載（モードスイッチや燃料交換設備等の点検に際して、低温停止状態でモードスイッチを「燃料交換」にすることがあることから追記）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改正前後比較表

験用集合体Ａ及び試験用集合体Ｂをいう。

(6) 「燃料」とは、炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体、試験用集合体Ａ及び試験用集合体Ｂをいう。

＊１：施設運用上の基準を満足していないと判断した場合とは、関係課＊１：施設運用上の基準を満足していないと判断した場合とは、関係課長、当直長が第６１条及び第６２条の規定に基づき判断した場合長、当直長が第６１条及び第６２条の規定に基づき判断した場合

をいう。

をいう。

＊２：関係者への連絡、各運転員への指示、手順の準備・確認等を行うこと。

＊２：関係者への連絡、各運転員への指示、手順の準備・確認等を行うこと。

別表１３ 原子炉の状態の定義
原子炉の状

原子炉モード態

スイッチの位置

低温停止「メンテナンス」「停止」又は

燃料交換「燃料交換」

別表１３ 原子炉の状態の定義
状態

1 次冷却材温度が 180℃以上
250℃以下原子炉の状

原子炉モード態

スイッチの位置「燃料交換」
、
「停

低温停止

止」又は
「メンテナンス」

燃料交換

状態

1 次冷却材温度が 180℃以上
250℃以下記載の適正化
（燃料交換設備等の点検に際して、低温停止状態でモードスイッチを「燃料交換」にすることがあるため追記する）「燃料交換」

485
54

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

炉心構成要素等取替作業を行

炉心構成要素等取替作業をうために、原子炉モードスイ行うために、原子炉モード

ッチを「燃料交換」にした状

スイッチを「燃料交換」に態した状態（変更なし）（原子炉の運転停止に関する恒久的な措置）
研開炉規則 第八十七条 第３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。
）

研開炉規則 第八十七条 第３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。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
８ 発電用原子炉の運転停止に関する恒久的な措置（研開炉規則第87条第3項第7号）○ もんじゅを恒久的に運転停止するために講ずべき措置について定められていること。具体的にはI 炉心に核燃料物質を装荷しないこと。
II 中央制御室の発電用原子炉モードスイッチ
を運転及び起動に切り替えできないこと。
等が明確になっていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
７ 発電用原子炉の運転停止に関する恒久的な措置（研開炉規則第87 条第３項第７号）○ もんじゅを恒久的に運転停止するために講ずべ
き措置について定められていること。具体的には第１４条 原子炉の運転停止に関する恒久的な措置として、当直長は、備考（記載の考え方）（変更なし）

毎日1 回、次の事項を確認する。
(1) 「原子炉のモードスイッチを「運転」又は「起動」に切り替えできない状態」が継続していること(2) 「制御棒と制御棒駆動軸が切り離されている状態」が継続していること

I 炉心に核燃料物質を装荷しないこと。
Ⅱ 原子炉制御室の原子炉モードスイッチを運転及び起動に切り替えできないこと。
等が明確になっていること。
（変更なし）（原子炉施設の運転員の確保）
第１５条 施設管理課長は、原子炉施設の運転員を確保する。なお、原（変更なし）

子炉施設の運転員とは、別表１１６－１で定める保安教育のうち、原子炉施設の廃止措置に必要な教育を受けた者をいう。
２ 施設管理課長は、原子炉施設の廃止措置に当たって、前項で定める者の中から、１直当たり別表１５－１に定める人数の者をそろえ、４直以上を編成する。また、別表１５－１に定める人数のうち１名は当直長とする。
３ 当直長は、次号のいずれかの経験を有すると認められる者で、もんじゅで行う運転責任者の認定試験に合格した者の中から理事長が選任した者とする。
(1) 原子炉施設の建設、運転、保守、廃止措置等の業務の経験年数が３年以上の者でかつそのうち２年以上のもんじゅの運転若し
くは廃止措置経験を有する者、又はこれと同等以上の経験を有す
ると認められる者
４ 当直長は、第２項で定める者のうち、別表１５－２に定める人数の者を常時中央制御室に確保する。
(施設運用管理業務）【2019/3/25 NRA面談資料（資料5-5：電事連の資料）】
保安のための業務を体系的に記述するために、運転管理業務全般を網羅するような条文を追加（資料 １３条の2）[条を加える]第１５条の２ 当直長は、廃止措置の状態に応じた原子力安全への影響 条文の追加度を考慮して原子炉施設を安全な状態に維持するとともに、事故等を （運転管理（廃止措置管理）の設備運
安全に収束させるため、施設運用管理に関する次の各号の業務を実施

用に関する基本的な業務（巡視・監する。

視・操作・設備不具合時の対応等）の(1) 当直長は、原子炉施設の施設運用管理に関する次の業務を実施す

明確化）

る。
【12/17原電殿に聞いた内容】
上記の条文を追加した理由は、規制側から運転管理にて実施している中央制御室等における現場監視及び保守管理から運転管理へのリリース管理についての記載が保安規定にないことから、追記するよう指摘があったため。

a. 施設運用操作に係る事項を定め運用する。
b. 原子炉施設に係る警報発信時の対応内容を定め運用する。
c. 原子炉施設の設備故障及び事故発生時の対応内容を定め運用する。
(2) 当直長は、中央制御室における監視、第16条の巡視点検によって、施設の運転監視を実施し、その結果、設備故障があれば関係課長に通知する。
(3) 当直長は、関係課長の依頼に基づき、第1号a.による施設運用操作486
55

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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）を実施する。また、関係課長は、当直長から引き渡された範囲に対して、必要な作業を行う。
研開炉規則 第八十七条 第３項
十三 発電用原子炉施設の巡視及び点検並びにこれに伴う処置に関すること。
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 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（研開炉規則第87条第3項第13号）

研開炉規則 第八十七条 第３項（削る）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方（削る）○日常の保安活動の評価を踏まえ、もんじゅの巡視及び点検並びにこれらに伴う処置に関すること（巡視及び点検の頻度を含む。
）について定められていること。

（巡視点検）（巡視点検）

第１６条 当直長は、毎日１回以上原子炉施設（アニュラス内、窒素ガス

第１６条 当直長は、毎日１回以上原子炉施設（アニュラス内、窒素ガ

供給系設備の窒素ガス注入区画内及び第８３条第１項で定める区域をス供給系設備の窒素ガス注入区画内及び第８３条第１項で定める区域除く。
）を巡視し、別表１６に定める維持すべき原子炉施設*1についてを除く。
）を巡視し、別表１６に定める維持すべき原子炉施設*1につい原子力規制における検査制度の見直点検を行う。

て点検を行う。実施においては、第１０３条の５第３項に定める観点

しに伴う変更（施設管理との関連をを含めて行う。

追記）

２ 当直長は、１ヶ月に１回以上、原子炉施設のうち、窒素ガス供給系設

２ 当直長は、１ヶ月に１回以上、原子炉施設のうち、窒素ガス供給系

備の窒素ガス注入区画内及び第８３条第１項で定める区域（アニュラ

設備の窒素ガス注入区画内及び第８３条第１項で定める区域（アニュス内、第２６条及び第５６条で定める区域は除く。
）を巡視し、点検を

ラス内、第２６条及び第５６条で定める区域は除く。
）を巡視し、点検行う。

を行う。実施においては、第１０３条の５第３項に定める観点を含めて行う。

＊１：廃止措置計画に定める性能維持施設をいう。以下同じ。

別表１６ 巡視点検する性能維持施設
原子炉施

主な点検設備

設

原子炉冷
却
系統施設

＊１：廃止措置計画に定める性能維持施設をいう。以下同じ。

（変更なし）（変更なし）

主な点検項目

1 次冷却設備

・各監視計器の指示値が正常

2 次冷却設備

であること。

補助冷却設備・ナトリウム機器・配管等に異1 次及び 2 次ナトリウ

常がないこと。

ム補助設備

・機器の異音、異臭、発熱等がないこと。
・各監視計器の指示値が正常

炉外燃料貯蔵設備

であること。

水中燃料貯蔵設備

・ナトリウム機器・配管等に異常がないこと。

燃料取扱及び・水中燃料貯蔵設備に貯蔵し貯蔵設備

た炉心構成要素等に異常がな
いこと。
・機器の異音、異臭、発熱等がないこと。
所内電源設備であること。

液体廃棄物処理設備

・放射性物質の漏えいがない

及び排気

気体廃棄物処理設備

こと。

施設

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87条
第３項第16号）

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87条
第３項第15号）

・各監視計器の指示値が正常

排水

電源、給

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

ディーゼル発電機及び換気空調設備・機器の異音、異臭、発熱等がないこと。

（手順の作成）（手順の作成）

第１７条 施設管理課長は、次の各号に掲げる当直長が実施する原子炉第１７条 施設管理課長は、次の各号に掲げる当直長が実施する原子炉施設の廃止措置管理に関する手順書を作成する。

施設の施設運用管理に関する手順書を作成する。

(1) 巡視点検手順書(1) 巡視点検手順書(2) 異常時運転手順書(2) 異常時運転手順書(3) 故障時運転手順書(3) 故障時運転手順書(4) 警報処置手順書(4) 警報処置手順書(5) 設備別運転手順書(5) 設備別運転手順書

記載の適正化（第１５条の２の表現に統一）

487
56

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）② 緊急事態が発生した場合における運転操作に関する規程類を作成することが定められていること。

② 緊急時における運転に関する組織内規程類を作成することが定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後(6) 定期試験手順書(6) 定期試験手順書(7) 定例試験手順書(7) 定例試験手順書

備考（記載の考え方）

２ 施設管理課長は、前項で定める原子炉施設の廃止措置管理に関する

２ 施設管理課長は、前項で定める原子炉施設の施設運用管理に関する手順書を制定・改定・廃止する場合、廃止措置部長及び原子炉主任技術

手順書を制定・改定・廃止する場合、廃止措置部長及び原子炉主任技術 （第１５条の２の表現に統一）者の確認を受け、所長の承認を得る。

者の確認を受け、所長の承認を得る。
（変更なし）（引継）第１８条 当直長は、その業務を次の当直長に引き継ぐに当たり、所定記載の適正化（変更なし）の鍵、運転日誌及び運転記録を引き渡し、運転状況を申し送る。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十七 火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること（廃止措置対象施設内に第百十一条第一項第六号の性能維持施設が存在しない場合を除く。
）。
十八 内部溢水発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること（廃止措置対象施設内に第百十一条第一項第六号の性能維持施設が存在しない場合を除く。
）。

研開炉規則 第八十七条 第３項（十七、十八、十九、二十を削り、新十六に置き換え）
十六 設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る発電用原子炉施設の保全に関する措置に関すること。

（変更なし）

第２０条 （削除）（変更なし）

第２１条 （削除）（変更なし）

第２２条 （削除）
第２３条 （削除）（変更なし）（変更なし）（地震・火災等発生時の対応）（地震・火災等発生時の対応）

第２４条 当直長は、地震・火災発生時は次の措置を講じ、施設管理

第２４条 当直長は、地震・火災発生時は次の措置を講じ、施設管理課課長に報告する。

長に報告する。

(1) もんじゅ最寄の気象庁観測地震計で震度５弱以上の地震が観(1) もんじゅ最寄の気象庁観測地震計で震度５弱以上の地震が観測測された場合は、地震終了後維持すべき原子炉施設の損傷の有された場合は、地震終了後維持すべき原子炉施設の損傷の有無を無を確認する。

確認する。

(2) 原子炉施設の火災発生時は、早期消火及び延焼の防止に努める。
２ 施設管理課長は、前項の報告を受けた場合、所長、原子炉主任技術者及び廃止措置部長に報告する。

十九 重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること（廃止措置対象施設内に第百十一条第一項
第六号の性能維持施設が存在しない場合を除く。
）。

３ 火災発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の二十 大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること（廃止措置対象施設内に第百十一条第一項第六号の性能維持施設が存在しない場合を除く。
）。
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 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（研開炉規則第87 条第3 項第17 号）※※ 性能維持施設が存在しない場合を除く。
○ 火災が発生した場合（以下「火災発生時」という。
）における発電用原子炉施設の保全のための活動（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。
）を含む火災防護対策を行う体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じることが定められていること。
I 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。
II 火災の発生を消防官吏に確実に通報するために必要な設備を設置すること。
III 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第１９条 （削除）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方（18、19、20、21を削り、新16に置き換え）
16 設計想定事象等に対する発電用原子炉施設の保全に関する措置（研開炉規則第87 条第３項第16号）※※ 性能維持施設が存在しない場合を除く。
○ 本事項については、以下のような事項が明記されていること。
① 許可を受けたところによる基本設計ないし基本的設計方針又は法第43 条の３の34 第２項の認可を受けた廃止措置計画に則した対策が機能するよう、想定する事象に応じて、次に掲げる措置を講ずることが定められていること。
Ⅰ 発電用原子炉施設の必要な機能を維持するための活動に関する計画を策定し、要員を配置するとともに、計画に従って必要な活動を行わせること。
特に、当該計画には、次に掲げる事項を含めること。

(2) 原子炉施設の火災発生時は、早期消火及び延焼の防止に努める。
２ 施設管理課長は、前項の報告を受けた場合、所長、原子炉主任技術者及び廃止措置部長に報告する。
３ 火災発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整整備として、次の措置を講じる。

備として、次の措置を講じる。

(1) 施設保安課長は、もんじゅから消防機関へ通報するため、専(1) 施設保安課長は、もんじゅから消防機関へ通報するため、専用用回線を使用した通報設備を中央制御室に設置する＊1 ととも回線を使用した通報設備を中央制御室に設置する＊1 とともに、に、「災害対策管理要領」に従い定期的な点検を実施する｡「災害対策管理要領」に従い定期的な点検を実施する｡(2) 所長は、初期消火活動を行う要員として、１０名以上を常駐(2) 所長は、初期消火活動を行う要員として、１０名以上を常駐ささせるとともに、この要員に対する火災発生時の通報連絡体制せるとともに、この要員に対する火災発生時の通報連絡体制を定

を定める。

める。

(3) 施設保安課長は、初期消火活動を行うため、別表２４に示す(3) 施設保安課長は、初期消火活動を行うため、別表２４に示す化

化学消防自動車及び泡消火薬剤を配備するとともに、「災害対策

学消防自動車及び泡消火薬剤を配備するとともに、「災害対策管管理要領」に従い定期的な点検を実施する。また、初期消火活理要領」に従い定期的な点検を実施する。また、初期消火活動に動に必要なその他資機材を定め、配備するとともに、「災害対策必要なその他資機材を定め、配備するとともに、「災害対策管理

管理要領」に従い定期的な点検を実施する。

要領」に従い定期的な点検を実施する。

(4) 施設保安課長は、原子炉施設における可燃性の持込物の管理方法を定める。
(5) 当直長は、第１６条に定める巡視により、火災の発生の有無を確認する。

(4) 施設保安課長は、原子炉施設における可燃性の持込物の管理方法を定める。
(5) 当直長は、第１６条に定める巡視により、火災の発生の有無を確認する。

(6) 安全管理課長、施設保安課長、管理課長及び当直長は、もん(6) 安全管理課長、施設保安課長、管理課長及び当直長は、もんじ

じゅ最寄の気象庁観測地震計で震度５弱以上の地震が観測されゅ最寄の気象庁観測地震計で震度５弱以上の地震が観測された場

た場合は、地震終了後維持すべき原子炉施設の火災発生の有無

合は、地震終了後維持すべき原子炉施設の火災発生の有無を確認を確認する。当直長は、その結果を施設管理課長に報告する。

する。当直長は、その結果を施設管理課長に報告する。施設管理

施設管理課長、安全管理課長、施設保安課長及び管理課長は、課長、安全管理課長、施設保安課長及び管理課長は、その結果を

その結果を所長、原子炉主任技術者及び各部長に報告する。

（変更なし）

所長、原子炉主任技術者及び各部長に報告する。

(7) 施設保安課長は、前各号に定める初期消火活動のための体制(7) 施設保安課長は、前各号に定める初期消火活動のための体制にについて、総合的な訓練及び初期消火活動の結果を１年に１回

ついて、総合的な訓練及び初期消火活動の結果を１年に１回以上

488
57国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
要員を配置すること。
IV 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こと。
V 火災発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な化
学消防自動車、
泡消火薬剤その他の資機材を備え付けること。
VI 持込物（可燃物）の管理に関すること。
VII その他、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。
VIII 火災発生時におけるそれぞれの措置について、定期的に評価するとともにその結果を踏まえて必要な措置を講じること。
19 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（研開炉規則第87 条第3 項第18 号）※※ 性能維持施設が存在しない場合を除く。
○ 発電用原子炉施設内において溢水が発生した場合（以下「内部溢水発生時」という。
）における発電用原子炉施設の保全のための体制の整備に関し、次に掲げる措置を講じることが定められていること。
I 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の必要な計画を策定すること。
II 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。
III 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こと。
IV 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。
V ⅠからⅣまで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。
VI ⅠからⅤまでの措置について、定期的に評価するとともに、その結果を踏まえて必要な措置を講じること。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
ⅰ 火災
可燃物の管理、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に関すること。
ⅱ 重大事故に至るおそれのある事故（運転
時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。
）又は重大事故（以下「重大事故等」という。
）
ａ 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。
ⅲ 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。
）
ａ 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。
ｂ 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。
ｃ 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。
Ⅱ 必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練に関すること。
特に重大事故等又は大規模損壊の発生時における発電用原子炉施設の必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練については、それぞれ毎年１回以上定期に実施すること。
Ⅲ 必要な機能を維持するための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、化学消防自動車、泡消火薬剤、消火ホース、照明
器具、無線機器、フィルターその他の資機材を備え付けること。
Ⅳ その他必要な機能を維持するための活動を行うために必要な体制を整備すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

以上評価するとともに、評価結果に基づき、より適切な体制と評価するとともに、評価結果に基づき、より適切な体制となるよ

なるよう必要な見直しを行う。

う必要な見直しを行う。

４ 当直長は、山火事、台風、津波等の影響により、原子炉施設に重４ 当直長は、山火事、台風、津波等の影響により、原子炉施設に重大大な影響を及ぼす可能性があると判断した場合は、施設管理課長にな影響を及ぼす可能性があると判断した場合は、施設管理課長に連絡

連絡する。

する。

５ 施設管理課長は、前項の連絡を受けた場合、所長、原子炉主任技術者及び各部長と協議し、必要な措置を講ずる。

備考（記載の考え方）

５ 施設管理課長は、前項の連絡を受けた場合、所長、原子炉主任技術者及び各部長と協議し、必要な措置を講じる。

＊１：専用回線、通報設備が点検又は故障により使用不能となった場合＊１：専用回線、通報設備が点検又は故障により使用不能となった場合を除く。ただし、点検後又は修復後は遅滞なく復旧させる。

を除く。ただし、点検後又は修復後は遅滞なく復旧させる。

記載の適正化

20 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（研開炉
規則第87 条第3 項第19 号）※※ 性能維持施設が存在しない場合を除く。
① 重大事故に至るおそれのある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。
）又は重大事故が発生した場合（以下「重大事故等発生時」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て、次に掲げる措置を講じることが定められていること。
I 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。
II 重大事故等発生時における発電用原子炉489
58

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
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。
III 対策要員に対する教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること。
IV 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。
V 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。
i 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。
ii 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。
iii 重大事故等発生時における使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する燃料体の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
iv 重大事故等発生時における原子炉停止時の燃料体の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
VI ⅠからⅤまで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。
VII ⅠからⅥまでの措置の内容について、定期的に評価するとともに、その結果を踏まえて必要な措置を講じること。
② 重大事故等発生時に講ずる措置が、認可された廃止措置計画（その認可の申請書に添付した書類を含む。
）の内容に即して定められていること。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）

21 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（研開炉
規則第87 条第3 項第20 号）※※ 性能維持施設が存在しない場合を除く。
① 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が発生した場合（以下「大規模損壊発生時」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て、次に掲げることが定められていること。
I 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。
II 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。
III 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一回以上定期的に実施すること。
IV 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490
59国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
他の資機材を備え付けること。
V 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に関する規程類を定め、これを要員に守らせること。
i 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。
ii 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使用済燃料の損傷を緩和するための対策に関すること。
iii 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。
VI ⅠからⅤまで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。
VII ⅠからⅥまでの措置について、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じること。
② 大規模損壊発生時におけるそれぞれの措置が、認可された廃止措置計画（その認可の申請書に添付した書類を含む。
）の内容に即して定められていること。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）（電源機能喪失時等の体制の整備）
同上

同上

第２４条の２ 施設保安課長は、原子炉施設内において溢水（以下「内（変更なし）

変更なし

部溢水」という。）が発生した場合、重大事故に至るおそれがある事
故若しくは重大事故（以下「重大事故等」という。）が発生した場合
又は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
リズムにより原子炉施設に大規模な損傷（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合（以下、これらを総称して「電源機能喪失時等」という。）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制を整備するとともに、次の各号に掲げる事項を含む計画を「災害対策管理要領」の下に策定し、安全・品質保証部長の確認を受け、所長の承認を得る。
(1) 電源機能喪失時等における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の配置(2) 内部溢水が発生した場合における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(3) 重大事故等又は大規模損壊が発生した場合における原子炉施設の保全のための活動を行う要員に対する毎年一回以上の定期的な教育及び訓練(4) 電源機能喪失時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な資機材の配備及び定期的な点検
２ 関係課長は、前項の計画に基づき、電源機能喪失時等における原子炉施設の保全のための活動を行う体制整備として必要な以下の対応に係る手順を定める。
(1) 内部溢水発生時における漏えい量の抑制対策① 屋外タンクの隔離対応(2) 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① 大型航空機衝突による航空機燃料火災の対応② 大規模な自然災害による１次系ナトリウム火災の対応

491
60

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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）(3) 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使用済燃料の損傷を緩和するための対策① 燃料池への給水による水位確保の対応(4) 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① 放射性物質の拡散抑制の対応(5) 電源機能喪失時の対策① 電源機能喪失時の電源車による電源供給の対応
３ 関係課長は、第１項の計画に基づき、電源機能喪失時等における原子炉施設の保全のための活動を実施するとともに、第１項(1)の要員に第２項の手順を遵守させる。
４ 関係課長は、前項に定める事項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じ、施設保安課長に必要な措置を講じた結果を報告する。施設保安課長は、第１項に定める事項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じる。
第２節 施設運用上の基準

第２節 施設運用上の基準（ナトリウム純度管理）
第２５条 当直長は、１次、２次冷却材及び炉外燃料貯蔵槽冷却材のナ（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

トリウムの純度が別表２５－１の管理目標値に保たれていることを
別表２５－２の頻度で確認する。
２ ナトリウム純度が直接確認できない場合、アルゴンガス純度をもって前項を確認する。
３ 当直長は、別表２５－１の管理目標値を満足しない場合、管理目標
値内に回復するよう努めるとともに、その旨を施設管理課長に報告する。
別表２５－１ ナトリウム純度の管理目標値
項 目

管理目標値（酸素）

１次冷却材ナトリウム純度

10 ppm 以下＊１２次冷却材ナトリウム純度

10 ppm 以下

炉外燃料貯蔵槽冷却材ナトリウム10 ppm 以下

純度＊１：ナトリウムをドレンした場合は除く
別表２５－２ 確認の頻度
対象

１次冷却材

２次冷却材

炉外燃料貯蔵槽冷却材

原子炉

燃料

低温

燃料

低温

燃料

の状態

交換

停止

交換

停止

交換

測定頻

１回/

１回/

度

日

月

１回/月

低温停止
燃処
＊２

理

１回/日

左記
以外
１回/
月

＊２：燃料処理・貯蔵作業期間中で、燃料池内で燃料の配置替えのみを行う場合は除く。
（炉外燃料貯蔵槽室等の酸素濃度）（炉外燃料貯蔵槽室等の酸素濃度）

第２６条 炉外燃料貯蔵槽室、炉外燃料貯蔵槽冷却室等の部屋（別表２第２６条 炉外燃料貯蔵槽室、炉外燃料貯蔵槽冷却室等の部屋（別表２６－１で定める放射性のナトリウムを保有する系統、機器を収納する

６－１で定める放射性のナトリウムを保有する系統、機器を収納する

492
61

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改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後部屋）の酸素濃度（以下「各部屋の酸素濃度」という。
）は、別表２部屋）の酸素濃度（以下「各部屋の酸素濃度」という。
）は、別表２６－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

６－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

２ 各部屋の酸素濃度が前項の施設運用上の基準を満足していること

２ 各部屋の酸素濃度が前項の施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

を確認するため、次号を実施する。

(1) 当直長は、１週間に１回、各部屋の酸素濃度を確認する。

(1) 当直長は、１週間に１回、各部屋の酸素濃度を確認する。

３ 当直長は、各部屋の酸素濃度が第１項で定める施設運用上の基準を

３ 当直長は、各部屋の酸素濃度が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表２６－２の措置を講ずる。

満足していないと判断した場合、別表２６－２の措置を講じる。

別表２６-１ 炉外燃料貯蔵槽室等の酸素濃度の施設運用上の基準
項

目

備考（記載の考え方）

記載の適正化（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

施設運用上の基準

炉外燃料貯蔵槽室、EVST1 次オーバーフロータンク室、EVST1 次ドレンタンク室、EVST1 次汲上ポン

3%以下*1

プ室、EVST1 次純化系室、EVST1
次コールドトラップ室の酸素濃度＊１：ナトリウムがドレン又は固化されている場合は、施設運用上の基準を適用しない。
別表２６－２ 炉外燃料貯蔵槽室等の酸素濃度の施設運用上の基準を満足しない場合の措置
条 件
A.

各部屋の酸素完了時要求される措置A.1

間

各部屋の酸素濃度を施

速やか

濃度が施設運設運用上の基準を満足に用上の基準をするよう復旧する。

満足していな
いと判断した
場合
B.

当該区域のナトリウム

速やかされる措置ををドレン又は移送するに完了時間内に操作を開始する。

条件 A で要求

B.1

達成できない場合（警報装置）（警報装置）
第２７条 警報装置から発せられる警報について、別表２７に定める＊１＊2

第２７条 警報装置から発せられる警報について、別表２７に定めるとする。

警報の機能が維持されていることを施設運用上の基準＊１＊2 とする。

２ 当直長は、１日に１回、別表２７に定める警報が発報することを確

２ 当直長は、１日に１回、別表２７に定める警報が発報することを確警報の機能が維持されていることを施設運用上の基準
認する。

認する。

３ 当直長は、警報の機能が第１項で定める施設運用上の基準を満足し３ 当直長は、警報の機能が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、速やかに次の各号の措置を実施する。

ていないと判断した場合、速やかに次の各号の措置を実施する。

(1) 機能が維持されていない警報について、関連計器の指示値や現(1) 機能が維持されていない警報について、関連計器の指示値や現場確認をもって代替監視する。

場確認をもって代替監視する。

(2) 関係課長に連絡し、維持されていない警報に関連する作業を中(2) 関係課長に連絡し、維持されていない警報に関連する作業を中止（ただし、作業を中止することにより、安全が確保できない場

止（ただし、作業を中止することにより、安全が確保できない場合を除く。
）させ、警報の機能を回復させる。

合を除く。
）させ、警報の機能を回復させる。

＊１：点検作業により、警報の機能が維持できない場合、第３項第１号＊１：点検作業等により、警報の機能が維持できない場合、第３項第１の措置を実施することで施設運用上の基準を満足しているとみな号の措置を実施することで施設運用上の基準を満足しているとみす。
＊２：警報表示灯が点灯しない場合は、警報表示灯の交換を行い警報表

記載の適正化（点検以外に補修や取替作業も含まれるため）なす。
＊２：警報表示灯が点灯しない場合は、警報表示灯の交換を行い警報表493
62

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
示灯が点灯することを確認する。警報表示灯を交換し、警報表示灯が点灯することを確認するまでの期間は施設運用上の基準を満足しているとみなす。

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

示灯が点灯することを確認する。警報表示灯を交換し、警報表示灯が点灯することを確認するまでの期間は施設運用上の基準を満足しているとみなす。

別表２７ 対象警報（変更なし）（変更なし）

第２８条 （削除）（変更なし）（変更なし）

第２９条 （削除）（変更なし）

第３０条 （削除）（変更なし）

第３１条 （削除）
第３２条 （削除）（変更なし）（変更なし）（計測及び制御設備）（計測及び制御設備）

第３３条 次の計測及び制御設備は、別表３３－１で定める事項を施設

第３３条 次の計測及び制御設備は、別表３３－１で定める事項を施設

関連警報
原子炉容器ナトリウム液位低又は高ナトリウム漏えい＊１
排気筒放射能高エリア放射線モニタ放射能高周辺監視区域放射能高機器ドレン、床ドレンの容器又はサンプの水位＊２
燃料池水温高又は炉外燃料貯蔵槽液温高
燃料池水位低又は炉外燃料貯蔵槽液位低燃取系燃料処理移送系統異常又は燃取系計算機異常＊１：第３４条で適用される警報を対象とする。
＊２：放射性液体廃棄物の漏えいに関する警報（サンプピットの漏え
い、床漏えい、液位異常）を対象とする。

運用上の基準とする。

運用上の基準とする。

(1) ディーゼル発電機起動計装(1) ディーゼル発電機起動計装

２ 計測及び制御設備が前項で定める施設運用上の基準を満足してい２ 計測及び制御設備が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

ることを確認するため、次号を実施する。

(1) 関係課長及び当直長は、別表３３－２に定める定期的な検査を(1) 関係課長及び当直長は、別表３３－２に定める定期的な検査を実施する。関係課長は、その結果を所管部長に報告し、施設管理実施する。関係課長は、その結果を所管部長に報告し、施設管理課長に通知する。

課長に通知する。

３ 当直長は、計測及び制御設備が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表３３－２の措置を講ずる。

３ 当直長は、計測及び制御設備が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表３３－２の措置を講じる。

記載の適正化（変更なし）（変更なし）

別表３３－１ 計測及び制御設備の施設運用上の基準
項

目

施設運用上の基準
動作不能でないこと

第１項で定める計測及び制御設備

なお、適用される原子炉の状態及び所要チャンネル・系統数については別表３３－２にて
定める。

494
63

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）【研開炉規則】
41 条 施設定期検査を受ける発電用原子炉施設
42 条 施設定期検査の申請
43 条 施設定期検査の実施
44 条 施設定期検査の実施時期
45 条 施設定期検査を要しない場合
47 条 施設定期検査実施要領書
49 条 施設定期検査終了証

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）【研開炉規則】
41 条 削除42 条 削除43 条 削除44 条 削除45 条 削除47 条 削除49 条 削除

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

別表３３－２ ディーゼル発電機起動計装
所要所要チャンネル・系

されチャ

統数を満足できない

る原

ンネ

場合の措置

子炉

ル・

の状

系統

態

数

1 デ

低温

1 系

A.

A.1

速や

機能

施設

電気

ィー

停止

統以

1 系

当 直

かに

検査

定期

ゼル

燃料

上

統が

長は、

を実

検査

発電

交換

動作

当 該

施す

時

機起

不能

デ ィ

る。

動論

であ

ー ゼ

理回

る場

路

合

条件

措置

備考（記載の考え方）

別表３３－２ ディーゼル発電機起動計装

適用

機能

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改正前後比較表

適用

所要所要チャンネル・系

されチャ

統数を満足できない

る原

ンネ

場合の措置

子炉

ル・

の状

系統

態

数

1 デ

低温

保全

ィー

課長

定期的な検査
機能

完了

頻度

担当

条件

措置

1 系

A.

A.1

停止

統以

1 系

当 直

ゼル

燃料

上

統が

発電

交換

完了

項目

頻度

担当

速や

機能

定期

電気

原子力規制における検査制度の見直

かに

検査

事業

保全

しに伴う変更（研開炉規則の改正に

長は、

を実

者検

課長

伴い、
「施設定期検査」を「定期事業

動作

当 該

施す

査時

機起

不能

デ ィ

る。

動論

であ

ー ゼ

ル 発

理回

る場

ル 発

電 機

路

合

電 機

時間

項目

定期的な検査

を 動

を 動

作 不

作 不

能 と

能 と

み な

み な

す。

す。

時間

（ナトリウムの漏えい監視）（ナトリウムの漏えい監視）第３４条 ナトリウムの漏えい監視は別表３４－１で定める事項を施第３４条 ナトリウムの漏えい監視は別表３４－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

設運用上の基準とする。

２ ナトリウムの漏えい監視が前項で定める施設運用上の基準を満足

２ ナトリウムの漏えい監視が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

していることを確認するため、次号を実施する。

(1) 当直長は、別表３４－１に示すナトリウム漏えい監視装置によ(1) 当直長は、別表３４－１に示すナトリウム漏えい監視装置により、連続して、ナトリウムの漏えいがないことを確認する。

り、連続して、ナトリウムの漏えいがないことを確認する。

３ 当直長は、ナトリウムの漏えい監視が第１項で定める施設運用上の３ 当直長は、ナトリウムの漏えい監視が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表３４－３－１、別表３４

基準を満足していないと判断した場合、別表３４－３－１、別表３４－３－２又は別表３４－３－３の措置を講じるとともに、施設管理課－３－２又は別表３４－３－３の措置を講じるとともに、施設管理課

長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、別表３４－３－１、別長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、別表３４－３－１、別表３４－３－２又は別表３４－３－３の措置を講ずる。

表３４－３－２又は別表３４－３－３の措置を講じる。

別表３４－１ ナトリウム漏えい監視の施設運用上の基準
項者検査」に変更）目（変更なし）

記載の適正化（変更なし）

施設運用上の基準

ナトリウム漏えいがないこと＊１，＊２，＊３
ナトリウム ナトリウムの漏えい監視

漏えい監視装置

別表３４－２－１、
３４－２－２及び
３４－２－３に示すナトリウムの漏えい監視装置が動作可能であること＊１，＊４，＊５，＊６，＊７，＊８＊１：ナトリウムが充填されていない又は固化されている部位は、施設運用上の基準を適用しない。
＊２：ナトリウムサンプリング装置サンプリング管接続部の漏えいの場合、施設運用上の基準を適用しない。
＊３：漏えいがないこととは、ナトリウムの漏えい監視装置の漏えいを示す警報（以下、「警報」という。）が発報していない、又は警報が発報し、当直長があらかじめ定められた手順により明らかに誤警報と判断できる場合をいう。

495
64

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高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）＊４：ナトリウムの漏えい監視装置のいずれかが動作不能である場合、他のナトリウム漏えい監視装置により監視対象部位の漏えい監視が可能であれば、施設運用上の基準を満足しているとみなす。
＊５：ガスサンプリング型ナトリウム漏えい検出器のフィルタ分析のための操作及び機器切替操作においては、当該検出器は施設運用上の基準を満足しているとみなす。
＊６：予防保全を目的とした計画的な点検・保修を実施することにより施設運用上の基準を満足しなくなる場合は、第６２条第４項に準拠する。ただし、＊７及び＊８に掲げる場合を除く。
＊７：接触型ナトリウム漏えい検出器の絶縁抵抗測定を実施する場
合、１時間に限り、施設運用上の基準を適用しない。
＊８：ガスサンプリング型ナトリウム漏えい検出器のフィルタの清掃又は取替えを実施する場合、３．５時間に限り、施設運用上の基準を適用しない。
別表３４－２－１ ナトリウムの漏えい監視装置（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

変更なし（１次冷却系設備、１次メンテナンス冷却系設備）
設 備

ナトリウムの漏えい監視装置(1)ガスサンプリング型ナトリウム漏えい検出器(DPD)(2)接触型ナトリウム漏えい検出器

１次冷却系設備
１次メンテナンス冷
却系設備(3)ナトリウム漏えい検出用液面計(4)タンク及び容器のナトリウム液面計(5)火災感知設備(6)雰囲気温度計

別表３４－２－２ ナトリウムの漏えい監視装置（２次冷却系設備、２次メンテナンス冷却設備）
設 備

ナトリウムの漏えい監視装置(1)ガスサンプリング型ナトリウム漏えい検２次冷却系設備
２次メンテナンス冷
却設備出器(2)接触型ナトリウム漏えい検出器(3)空気雰囲気セルモニタ(4)雰囲気温度計(5)火災感知設備

別表３４－２－３ ナトリウムの漏えい監視装置（炉外燃料貯蔵設備）
設 備

ナトリウムの漏えい監視装置(1)ガスサンプリング型ナトリウム漏えい検
出器

炉外燃料貯蔵設備(2)接触型ナトリウム漏えい検出器(3)空気雰囲気セルモニタ(4)火災感知設備(5)タンク及び容器のナトリウム液面計496
65

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

別表３４－３－１ ナトリウムの漏えい監視の施設運用上の基準を満第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

足しない場合の措置（１次冷却系設備、１次メンテナ
ンス冷却系設備）条 件
A.

要求される措置間

当直長は、ナトリウムド

速やかえいの発生をレン操作等により、漏えに確認した場合いの拡大を防止する措置

ナトリウム漏A.1

完了時を開始する。
B.

ナトリウムの

B.1

漏えい監視装置の警報が発報した場合

B.2

施設管理課長は、ナトリ

２４時

ウム漏えいでないことを

間の範

確認する。

囲で速

及び

やかに

当直長は、別表３４－２－１に掲げる他の監視装速やか置により、ナトリウム漏にえいがないことを確認す
る。
C.

施設管理課長は、動作不

２４時

漏えい監視装能な監視装置を動作可能

間

置が動作不能な状態に復旧させる。

ナトリウムの

である場合

C.1

C.2

及び
当直長は、別表３４－２

速やか－１に掲げる他の監視装に置により、ナトリウム漏
えいがないことを確認する。
D.

条件 B 又は C

D.1で要求される

当直長は、ナトリウムド

速やか

レン操作等を開始する。

に措置を完了時間内に達成できない場合
別表３４－３－２ ナトリウム漏えい監視の施設運用上の基準を満足しない場合の措置（２次冷却系設備、２次メンテナンス冷却系設備）条 件
A.

要求される措置間

当直長は、ナトリウムド

速やかえいの発生をレン操作等により、漏えに確認した場合いの拡大を防止する措置

ナトリウム漏A.1

完了時を開始する。
B.

ナトリウムの漏えい監視装B.1

施設管理課長は、ナトリ

２４時

ウム漏えいでないことを

間の範

確認する。

囲内で

497
66

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
置の警報が発B.2

報した場合

改正前後比較表
改 正 後

及び

速やか

当直長は、別表３４－２に－２に掲げる他の監視装

速やか

置又は巡視＊９により、ナに第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）

トリウム漏えいがないことを確認する。
C.

施設管理課長は、動作不

２４時

漏えい監視装能な監視装置を動作可能

間

置が動作不能な状態に復旧させる。

ナトリウムの

である場合

C.1

C.2

及び
当直長は、別表３４－２

速やか－２に掲げる他の監視装に＊９

置又は巡視 により、ナトリウム漏えいがないことを確認する。
D.

条件 B 又は C

D.1で要求される

当直長は、ナトリウムド

速やか

レン操作等を開始する。

に措置を完了時間内に達成できない場合＊９：人の立入りが困難な場所等については、ITV 等による間接的な方法による監視で巡視に代えることができる。
別表３４－３－３ ナトリウム漏えい監視の施設運用上の基準を満足し（変更なし）（変更なし）

ない場合の措置（炉外燃料貯蔵設備）
条 件
A.

B.

要求される措置完了
時間

当直長は、ナトリウムドレン

速やえいの発生を操作等により、漏えいの拡大かに確認した場合を防止する措置を開始する。

ナトリウム漏A.1

施設管理課長は、ナトリウム２４

漏えい監視装漏えいでないことを確認す

時間

置の警報が発

る。

の範

及び

囲内

当直長は、別表３４－２－３

で速に掲げる他の監視装置又は巡やかナトリウムの

報した場合

B.1

B.2

＊１０

視

により、ナトリウム漏にえいがないことを確認する。
速や
かに
C.

施設管理課長は、動作不能な

２４

漏えい監視装監視装置を動作可能な状態に時間

置が動作不能復旧させる。

ナトリウムの

である場合

C.1

C.2

及び
当直長は、別表３４－２－３

速やに掲げる他の監視装置又は巡

かに

498
67

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

視＊１０により、ナトリウム漏
えいがないことを確認する。
D.

条件 B 又は C

D.1で要求される

当直長は、ナトリウムドレ

速やン操作等を開始する。

かに措置を完了時間内に達成できない場合＊１０：人の立入りが困難な場所等については、ITV 等による間接的な方法による監視で巡視に代えることができる。
第３５条 （削除）（変更なし）

第３６条 （削除）
第３７条 （削除）（変更なし）（変更なし）（原子炉容器のナトリウム液位及び温度）（原子炉容器のナトリウム液位及び温度）

第３８条 原子炉容器に燃料が貯蔵されている期間において、原子炉容第３８条 原子炉容器に燃料が貯蔵されている期間において、原子炉容器のナトリウム液位及び温度は、別表３８－１で定める事項を施設運器のナトリウム液位及び温度は、別表３８－１で定める事項を施設運（変更なし）

用上の基準とする。

用上の基準とする。
２ 原子炉容器のナトリウム液位及び温度が前項で定める施設運用上

２ 原子炉容器のナトリウム液位及び温度が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

(1) 当直長は、原子炉容器のナトリウム液位及び温度を１日に１回(1) 当直長は、原子炉容器のナトリウム液位及び温度を１日に１回
確認する。

確認する。
３ 当直長は、原子炉容器のナトリウム液位及び温度が第１項で定める

３ 当直長は、原子炉容器のナトリウム液位及び温度が第１項で定める

施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表３８－２の施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表３８－２の措置を講ずるとともに、施設管理課長へ連絡する。連絡を受けた施設措置を講じるとともに、施設管理課長へ連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件 B 又は条件 D に該当する場合は燃料環境課長

管理課長は、同表の条件 B 又は条件 D に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料環境課長は、同表の措置を講ずる。

に連絡する。連絡を受けた燃料環境課長は、同表の措置を講じる。

別表３８－１ 原子炉容器のナトリウム液位及び温度の施設運用上の基

記載の適正化
記載の適正化(変更なし)（変更なし）(変更なし)（変更なし）

準
適用される
項 目

べき

施設運用上の基準

原子炉の状
態

エマージェンシレベル
原子炉容器のナトリ

低温停止（EsL）以上（NsL−4280mm）

ウム液位
燃料交換
原子炉容器のナトリ

低温停止

ウム温度

燃料交換

通常液位（NsL）－100mm 以
上
180℃以上 250℃以下

別表３８－２ 原子炉容器のナトリウム液位の施設運用上の基準を満足しない場合の措置
条 件
A.

要求される措置完了
時間

当直長は、１次ナトリウム速やが低温停止にオーバフロー系等の運転操かにおいて、原子

作により、原子炉容器のナ

炉容器のナトトリウム液位を EsL 以上でリウム液位がある状態に復旧する措置を

原子炉の状態

A.1

499
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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
EsL未満となっ

開始する。

た場合

及び

A.2

B.

改 正 後

当直長は、ナトリウム漏え

２４

いでないことを確認する。

時間

燃料環境課長は、炉心構成

速やが燃料交換に要素等取替作業を中止するかにおいて、原子＊1

原子炉の状態

炉容器のナトB.1

改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）

。

B.2

及び

リウム液位が当直長は、１次ナトリウム

速や

NsL－100mm未

オーバフロー系等の運転操かに満となった場

作により、原子炉容器のナ合トリウム液位を NsL－
B.3

100mm 以上である状態に復旧する措置を開始する。
及び

２４

当直長は、ナトリウム漏え時間

いでないことを確認する。
C.

当直長は、原子炉容器のナ速やが低温停止にトリウム温度を 180℃以上

かにおいて、原子250℃以下である状態に復炉容器のナト

旧する措置を開始する。

原子炉の状態

C.1

リウム温度が180℃未満又は250℃を超えた
場合D.

燃料環境課長は、炉心構成

速やが燃料交換に要素等取替作業を中止するかにおいて、原子＊１

原子炉の状態

炉容器のナト

D.1

。

D.2

及び

リウム温度が当直長は、原子炉容器のナ

速や180℃未満又はトリウム温度を 180℃以上

かに250℃を超えた

250℃以下である状態に復場合

旧する措置を開始する。

＊1：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動することを妨げる
ものではない。
第３９条 （削除）（変更なし）

第４０条 （削除）（変更なし）

第４１条 （削除）
第４２条 （削除）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

500
69

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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）（変更なし）（外部電源）
第４３条 外部電源は別表４３－１で定める事項を施設運用上の基準（変更なし）とする。
２ 外部電源が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直長は、１週間に１回、非常用高圧母線に電力供給が可能な
外部電源系１回線の電圧が確立していることを確認する。
３ 当直長は、外部電源が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表４３－２の措置を講じるとともに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件B に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料環境課長
は、同表の措置を講じる。
（変更なし）

別表４３－１ 外部電源の施設運用上の基準
項 目

外部電源

（変更なし）

施設運用上の基準
非常用高圧母線に電力供給が可能な外部電源系１回線以上があること＊１＊１：送電線事故の瞬停時は施設運用上の基準を適用しない。
（変更なし）

別表４３－２ 外部電源の施設運用上の基準を満足しない場合の措置
条 件
A.

全ての外部電A.1

要求される措置

完了時間

当直長は、動作不能と速やかに源が動作不能なっている外部電源系

である場合の少なくとも１回線を（変更なし）

動作可能な状態に復旧する措置を開始する。
B.

全ての外部電B.1

燃料環境課長は、炉心源が動作不能構成要素等取替作業又である場合

は燃料処理・貯蔵作業及びを中止する＊２。

速やかに

炉心構成要素等取替作業又は燃料処理・
貯蔵作業中の場合＊２：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動することを妨げる
ものではない。

【研開炉規則】
41 条 施設定期検査を受ける発電用原子炉施設
42 条 施設定期検査の申請
43 条 施設定期検査の実施
44 条 施設定期検査の実施時期
45 条 施設定期検査を要しない場合
47 条 施設定期検査実施要領書
49 条 施設定期検査終了証【研開炉規則】
41 条 削除42 条 削除43 条 削除44 条 削除45 条 削除47 条 削除49 条 削除

第４４条 （削除）（変更なし）（非常用交流電源）（非常用交流電源）

第４５条 非常用交流電源は別表４５－１で定める事項を施設運用上

第４５条 非常用交流電源は別表４５－１で定める事項を施設運用上の基準とする。
２ 非常用交流電源が前項で定める施設運用上の基準を満足している（変更なし）の基準とする。
２ 非常用交流電源が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。

ことを確認するため、次の各号を実施する。

(1) 電気保全課長は、施設定期検査時に、ディーゼル発電機が電圧(1) 電気保全課長は、定期事業者検査時に、ディーゼル発電機が電

原子力規制における検査制度の見直6900±345V 及び周波数 60±3Hz で運転可能であること確認し、そ圧6900±345V 及び周波数60±3Hz で運転可能であること確認し、しに伴う変更（研開炉規則の改正にその結果を施設管理課長に通知する。

伴い、「施設定期検査」を「定期事業の結果を施設管理課長に通知する。
(2) 施設管理課長は、１ヶ月に１回、ディーゼル発電機を起動させ、(2) 施設管理課長は、１ヶ月に１回、ディーゼル発電機を起動させ、者検査」に変更）

501
70

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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

無負荷運転時の電圧 6900±345V 及び周波数 60±3Hz であるこ

無負荷運転時の電圧 6900±345V 及び周波数 60±3Hz であること、並びに引き続き非常用高圧母線に並列できることを確認すと、並びに引き続き非常用高圧母線に並列できることを確認す

備考（記載の考え方）る。

る。
(3) 施設管理課長は、１ヶ月に１回、燃料デイタンク貯油量（保有油量）が 11.17kl 以上であることを確認する＊１。

(3) 施設管理課長は、１ヶ月に１回、燃料デイタンク貯油量（保有油量）が 11.17kl 以上であることを確認する＊１。

３ 当直長は、非常用交流電源が第１項で定める施設運用上の基準を満

３ 当直長は、非常用交流電源が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表４５－２の措置を講じるととも足していないと判断した場合、別表４５－２の措置を講じるとともに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表のに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件 B に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料

条件 B に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料

環境課長は、同表の措置を講じる。

環境課長は、同表の措置を講じる。

＊１：ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後の 24 時間は、施設運用上の基準を適用しない。

＊１：ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後の 24 時間は、施設運用上の基準を適用しない。
（変更なし）

別表４５－１ 非常用交流電源の施設運用上の基準
項 目

施設運用上の基準

非常用交流電ディーゼル発電機が１基以上動作（変更なし）

可能であること＊1

源＊１：予備潤滑運転（ターニング）を行う場合、施設運用上の基準を適用しない。
別表４５－２ 非常用交流電源の施設運用上の基準を満足しない場合の（変更なし）（変更なし）

措置
条 件
A.

要求される

要求される措置
A.1

当直長は、当該ディーゼ

ディーゼル

ル発電機を動作可能な状発電機が動態に復旧する措置を開始

＊２

完了時間
速やかに

する。

作不能 で
ある場合
B.

要求される

B.1

燃料環境課長は、炉心構

ディーゼル成要素等取替作業又は燃発電機が動料処理・貯蔵作業を中止

＊２

作不能 で

速やかに

する＊3。

ある場合
及び
炉心構成要
素等取替作
業又は燃料
処理・貯蔵
作業中の場
合
＊２：本条第 2 項第 3 号が満足していない場合を含む。
＊３：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動することを妨げるものではない。

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改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後（ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気）（ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気）第４６条 ディーゼル発電機毎の燃料油、潤滑油及び起動用空気は、別第４６条 ディーゼル発電機毎の燃料油、潤滑油及び起動用空気は、別表４６－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

表４６－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

２ 施設管理課長は、１ヶ月に１回、第４５条で動作可能であることが２ 施設管理課長は、１ヶ月に１回、第４５条で動作可能であることが要求されるディーゼル発電機について施設運用上の基準を満足して要求されるディーゼル発電機について施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。

いることを確認するため、次の各号を実施する。

(1)

燃料貯蔵タンクの油量が 215kl 以上であることを確認する。

(1)

燃料貯蔵タンクの油量が 215kl 以上であることを確認する。

(2)

潤滑油サンプタンクの油量が1.57kl以上であることを確認す(2)

潤滑油サンプタンクの油量が1.57kl以上であることを確認する。
(3)

備考（記載の考え方）る。

空気だめ圧力が 2.16MPa 以上であることを確認する。

(3)

空気だめ圧力が 2.16MPa 以上であることを確認する。

３ 当直長は、ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気が、第１項で３ 当直長は、ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気が、第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表４６

定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表４６－２の措置を講じるとともに、施設管理課長に連絡する。連絡を受け－２の措置を講じるとともに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の措置を講ずる。

た施設管理課長は、同表の措置を講じる。

別表４６－１ ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気の施設運用上記載の適正化（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）の基準項

目

施設運用上の基準

ディーゼル燃第４５条で動作可能であること

料油、潤滑油が要求されるディーゼル発電機

及び起動用空に対し必要量確保されているこ

気

と＊１＊２

＊１：計画的に燃料貯蔵タンクを点検する場合、１日に１回代替手段
により燃料油が供給可能な状態であることを条件に、施設運用上の基準を適用しない。
＊２：ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後の２４時間は、施設運用上の基準を適用しない。
別表４６－２ ディーゼル燃料油、潤滑油及び起動用空気の施設運用上の基準を満足しない場合の措置
条 件
A.

燃料貯蔵

要求される措置
A.1

施設管理課長は、燃料貯蔵タ

タンクのンクの油量、潤滑油サンプタ

油量、潤

ンクの油量又は空気だめ圧力

滑油サンを施設運用上の基準を満足す

プタンク

るよう復旧させる。

完了時間
４８時間

の油量又
は空気だ
め圧力が
施設運用
上の基準
を満足し
ない場合＊
３

B.

条件 A で要求され

B.1

当直長は、当該ディーゼル発

速やかに電機を動作不能とみなす。

る措置を

503
72

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

完了時間
内に達成
できない
場合
＊３：燃料貯蔵タンクの油量、潤滑油サンプタンクの油量又は空気だめ圧力の施設運用上の基準は個別に適用される。

【研開炉規則】
41 条 施設定期検査を受ける発電用原子炉施設
42 条 施設定期検査の申請
43 条 施設定期検査の実施
44 条 施設定期検査の実施時期
45 条 施設定期検査を要しない場合
47 条 施設定期検査実施要領書
49 条 施設定期検査終了証【研開炉規則】
41 条 削除42 条 削除43 条 削除44 条 削除45 条 削除47 条 削除49 条 削除

第４７条 （削除）（変更なし）（非常用直流電源）（非常用直流電源）

第４８条 非常用直流電源（蓄電池及び充電器）は、別表４８－１で定第４８条 非常用直流電源（蓄電池及び充電器）は、別表４８－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

める事項を施設運用上の基準とする。
２ 非常用直流電源が前項で定める施設運用上の基準を満足している

２ 非常用直流電源が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次の各号を実施する。

ことを確認するため、次の各号を実施する。

(1) 電気保全課長は、施設定期検査時に、非常用直流電源の健全性(1) 電気保全課長は、定期事業者検査時に、非常用直流電源の健全を確認し、その結果を施設管理課長に通知する。

性を確認し、その結果を施設管理課長に通知する。

(2) 施設管理課長は、１週間に１回、要求される非常用直流電源（蓄(2) 施設管理課長は、１週間に１回、要求される非常用直流電源（蓄電池及び充電器）について、浮動充電時の蓄電池端子電圧が電池及び充電器）について、浮動充電時の蓄電池端子電圧が117.6V 以上であることを確認する。

117.6V 以上であることを確認する。

３ 当直長は、非常用直流電源が第１項で定める施設運用上の基準を満

３ 当直長は、非常用直流電源が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表４８－２の措置を講ずるととも足していないと判断した場合、別表４８－２の措置を講じるとともに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表のに、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件 B に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料

条件 B に該当する場合は燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料

環境課長は、同表の措置を講じる。

環境課長は、同表の措置を講じる。

別表４８－１ 非常用直流電源の施設運用上の基準
項

目（変更なし）

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（「施設定期検査」を「定期事業者検査」に変更）

記載の適正化（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

施設運用上の基準
1 系統以上（蓄電池及び充非常用直電器＊1）＊2が動作可能で

流電源

あること
＊１：充電器とは、充電器又は予備充電器のいずれかをいい、両方が機能喪失となって動作不能とみなす（以下、本条において同じ）。
＊２：第５０条で要求される非常用直流母線に接続する系統（蓄電池及び充電器）をいう。
別表４８－２ 非常用直流電源の施設運用上の基準を満足しない場合の
措置
条 件
A.

要求される措置間

当直長は、当該機器を動速やか

用直流電源の蓄作可能な状態に電池又は充電器に復旧する措置を開始すが動作不能である。

要求される非常

A.1

完了時

る場合
B.

要求される非常用直流電源の蓄

B.1

燃料環境課長は、炉心構

速やか

成要素等取替作業又は燃

に

504
73

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高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
電池又は充電器

料処理・貯蔵作業を中止

が動作不能であする＊３。

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

る場合
及び
炉心構成要素等取替作業又は燃料処理・貯蔵作
業中の場合＊３：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動することを妨げる
ものではない。
第４９条 （削除）（変更なし）（所内非常用母線）（所内非常用母線）

第５０条 所内非常用母線は別表５０－１に定める事項を施設運用上

第５０条 所内非常用母線は別表５０－１に定める事項を施設運用上の基準とする。

（変更なし）の基準とする。

２ 所内非常用母線が前項で定める施設運用上の基準を満足している

２ 所内非常用母線が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

ことを確認するため、次号を実施する。

(1) 当直長は、１週間に１回、要求される非常用高圧母線、非常用(1) 当直長は、１週間に１回、要求される非常用高圧母線、非常用

低圧母線、安全系直流母線及び安全系交流無停電電源母線が受電

低圧母線、安全系直流母線及び安全系交流無停電電源母線が受電されていることを確認する。

されていることを確認する。

３ 当直長は、所内非常用母線が第１項で定める施設運用上の基準を満

３ 当直長は、所内非常用母線が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表５０－２の措置を講ずるととも足していないと判断した場合、
別表５０－２の措置を講じるとともに、 記載の適正化に、施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件

条件 B に該当する場合は、燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃B に該当する場合は、燃料環境課長に連絡する。連絡を受けた燃料環料環境課長は、同表の措置を講ずる。

境課長は、同表の措置を講じる

別表５０－１ 所内非常用母線の施設運用上の基準
項

目

記載の適正化（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

施設運用上の基準
次の各母線が 1 系列以上受電していること＊1

所内非常用母線① 非常用高圧母線② 非常用低圧母線③ 安全系直流母線④ 安全系交流無停電電源母線＊１：外部電源が喪失した後、ディーゼル発電機等の電源が所要時間内に投入されるまでの間の停電は、施設運用上の基準を適用しない。
別表５０－２ 所内非常用母線の施設運用上の基準を満足しない場合の措置

条 件要求される措置

完了
時間

505
74

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
A.

当直長は、当該母線を速や復旧する措置を開始す

かに上が受電不能の場る。

A.1

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

母線のうち１つ以要求される次の各

改正前後比較表

備考（記載の考え方）

合(1) 非常用高圧母線(2) 非常用低圧母
線(3) 安全系直流母線(4) 安全系交流無
停電
電源母線
B.

燃料環境課長は、炉心速や母線のうち１つ以

構成要素等取替作業又かに上が受電不能の場

は燃料処理・貯蔵作業

合を中止する＊２。

要求される次の各

B.1(1) 非常用高圧母線(2) 非常用低圧母
線(3) 安全系直流母線(4) 安全系交流無
停電
電源母線
及び
炉心構成要素等取替作業又は燃料処
理・貯蔵作業中の場合＊２：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動することを妨げる
ものではない。
第５１条 （削除）（変更なし）

第５２条 （削除）（変更なし）

第５３条 （削除）（変更なし）

第５４条 （削除）
第５５条 （削除）（変更なし）（変更なし）（１次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている各室の酸素濃（１次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている各室の酸素濃度）度）

第５６条 １次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている各室

第５６条 １次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている各室の酸素濃度（以下「各室の酸素濃度」とする。
）は、別表５６－１での酸素濃度（以下「各室の酸素濃度」とする。
）は、別表５６－１で定める事項を施設運用上の基準とする。
２ 各室の酸素濃度が、前項の施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直長は、１週間に１回、各室の酸素濃度を確認する。
３ 当直長は、各室の酸素濃度が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表５６－２の措置を講ずる。

（変更なし）

定める事項を施設運用上の基準とする。
２ 各室の酸素濃度が、前項の施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。
(1) 当直長は、１週間に１回、各室の酸素濃度を確認する。
３ 当直長は、各室の酸素濃度が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表５６－２の措置を講じる。

記載の適正化506
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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

第５７条 （削除）（変更なし）（変更なし）

第５８条 （削除）（変更なし）（変更なし）

別表５６－１ １次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている各室の酸素濃度の施設運用上の基準項

目

施設運用上の基準

１次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置

３％以下＊１

かれている各室の酸素濃度＊１：ナトリウムがドレン又は固化されている場合は、施設運用上の基準を適用しない。
別表５６－２ １次冷却材ナトリウムを含む機器、配管が置かれている
各室の酸素濃度の施設運用上の基準を満足しない場
合の措置
条 件
A.

要求される措置完了時
間各室の酸素濃度を施設運

速やかが施設運用上の用上の基準を満足するよに

基準を満足してう復旧する。

各室の酸素濃度A.1

いないと判断した場合
B.

条件 A で要求さ当該区域のナトリウムを速やかれる措置を完了

B.1

ドレン又は移送する操作に

時間内に達成でを開始する。

きない場合

第５９条 （削除）（炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液位及び液温）（炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液位及び液温）第６０条 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池に燃料が貯蔵されている期間にお第６０条 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池に燃料が貯蔵されている期間において、炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液位及び液温は、別表６０－１でいて、炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液位及び液温は、別表６０－１で定める事項を施設運用上の基準とする。

定める事項を施設運用上の基準とする。

２ 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及び液位が前項で定める施設運用

２ 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及び液位が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

上の基準を満足していることを確認するため、次号を実施する。

(1) 当直長は、１週間に１回、炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及(1) 当直長は、１週間に１回、炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及び液位が別表６０－１で定める値であることを確認する。

び液位が別表６０－１で定める値であることを確認する。

３ 当直長は、炉外燃料貯蔵槽又は燃料池の液位又は液温が第１項で定３ 当直長は、炉外燃料貯蔵槽又は燃料池の液位又は液温が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表６０－

める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、別表６０－２の措置を講ずるとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を２の措置を講じるとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、同表の条件A又はBに該当する場合は燃料環境受けた施設管理課長は、同表の条件A又はBに該当する場合は燃料環境課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環境課長は、同表の措置を講ず課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環境課長は、同表の措置を講じる。

る。

記載の適正化
記載の適正化507
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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

別表６０－１ 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及び備考（記載の考え方）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

液位の施設運用上の基準
使用済燃料貯蔵設
備
炉外燃料貯蔵槽*1

液温

液位

300℃以下通常液位(NsL)(ナトリウム)-250mm 以上

65℃以下

通常液位(NwL)(水）-400mm 以上*1

燃料池（水中燃料貯蔵設
備）＊１：燃料を貯蔵していない場合は、施設運用上の基準を適用しない。
別表６０－２ 炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の液温及び液位の施設運用上の基準を満足しない場合の措置
条 件要求される措置

A.炉外燃料貯蔵槽の液温又は A.1 当直長は、炉外燃料液位の施設運用上の基準を貯蔵槽の液位又は液満足しない場合

温を施設運用上の基

完了時間
速やかに

準値以内に回復させるための措置を開始

速やかに

する。
及び
A.2 燃料環境課長は、炉外燃料貯蔵槽内での炉心構成要素等の移動を一時中止する＊
2。

B.燃料池の液温又は液位の施 B.1 当直長は、燃料池の設運用上の基準を満足しな

液位又は液温を施設

い場合

運用上の基準値以内速やかにに回復させるための措置を開始する。

速やかに及びB.2 燃料環境課長は、燃料池での炉心構成要
素等の移動を一時中止する＊2。
＊２：移動中の炉心構成要素等を所定の位置に移動するものを妨げるものではない。

法令改正に伴う変更ではない（施設運用上の基準の確認）（施設運用上の基準の確認）

第６１条 関係課長、当直長は、施設運用上の基準を第２節各条の第２第６１条 関係課長、当直長は、施設運用上の基準を第２節各条の第２項で定める検査＊１で確認する＊２。

項で定める検査＊１で確認する＊２。

２ 第２節各条の第２項で定める検査頻度は、別表６１に定める範囲内

２ 第２節各条の第２項で定める検査頻度は、別表６１に定める範囲内で延長することができる。なお、施設運用上の基準を第２節各条の第で延長することができる。なお、施設運用上の基準を第２節各条の第２項で定める検査頻度以上で確認することを妨げるものではない。ま

２項で定める検査頻度以上で確認することを妨げるものではない。また、別表６１は、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合

た、別表６１は、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合の要求される措置に当該措置の実施頻度が定められているものにもの要求される措置に当該措置の実施頻度が定められているものにも

50877

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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

適用することができる。

適用することができる。
３ 関係課長、当直長は、第２節各条の第２項で定める頻度による検査

３ 関係課長、当直長は、第２節各条の第２項で定める頻度による検査が実施できなかった場合は、施設運用上の基準を満足していないと判が実施できなかった場合は、施設運用上の基準を満足していないと判断する。ただし、その発見時点から、速やかに当該事項の検査を実施断する。ただし、その発見時点から、速やかに当該事項の検査を実施

し、施設運用上の基準を満足していることを確認することができれし、施設運用上の基準を満足していることを確認することができれば、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合の要求される

ば、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合の要求される措置を開始する必要はない。

措置を開始する必要はない。
記載の適正化

４ 関係課長、当直長は、施設運用上の基準が適用される原子炉の状態

４ 関係課長、当直長は、施設運用上の基準が適用される時点から、保になった時点から、保安規定で定める検査頻度（期間）以内に最初の安規定で定める検査頻度（期間）以内に最初の施設運用上の基準を確（原子炉の状態に係わらず、施設運

施設運用上の基準を確認するための検査を実施する。ただし、保安規認するための検査を実施する。ただし、保安規定に特別な定めがある

用上の基準が適用された時点が起点定に特別な定めがある場合を除く。なお、検査頻度（期間）より、適場合を除く。なお、検査頻度（期間）より、適用される期間が短い場となるよう明確化）

用される原子炉の状態の期間が短い場合は、当該検査を実施する必要合は、当該検査を実施する必要はない。

はない。
５ 施設運用上の基準を確認するための検査を実施している期間は、当該施設運用上の基準を満足していないと判断しなくてもよい。

５ 施設運用上の基準を確認するための検査を実施している期間は、当該施設運用上の基準を満足していないと判断しなくてもよい。

６ 第２節各条の第２項で定める検査が実施され、かつその結果が施設

６ 第２節各条の第２項で定める検査が実施され、かつその結果が施設運用上の基準を満足していれば、第２節各条の第２項で定める検査が運用上の基準を満足していれば、第２節各条の第２項で定める検査が実施されていない期間は、施設運用上の基準が満足していないと判断実施されていない期間は、施設運用上の基準が満足していないと判断しない。ただし、第６２条で施設運用上の基準を満足していないと判しない。ただし、第６２条で施設運用上の基準を満足していないと判断した場合を除く。

断した場合を除く。

＊１：第６１条から６４条を除く。以下、第６１条から６４条において＊１：第６１条から６４条を除く。以下、第６１条から６４条において同じ。

同じ。
＊２：なお、施設管理課長が確認する検査は、当直長が検査を実施し、＊２：なお、施設管理課長が確認する検査は、当直長が検査を実施し、結果を施設管理課長に報告する。

結果を施設管理課長に報告する。

（変更なし）

別表６１ 保安規定で定める検査頻度（変更なし）

検査頻度
保安規定で定める頻度

延長できる時間＊１

１時間に１回

１５分

８時間に１回

２時間

１２時間に１回

３時間

１日に１回

６時間

備考
分単位の間隔で確認する。
時間単位の間隔で確認する。
時間単位の間隔で確認する。
１日＝２４時間
時間単位の間隔で確
認する。

毎日１回

－

所定の直の時間帯で確認する。
１週間＝７日

１週間に１回

２日

日単位の間隔で確認する。
１ヶ月＝３１日

１ヶ月に１回

７日

日単位の間隔で確認する。

＊１：特段の理由がない場合には、適用しない。

509
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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第八十七条 第３項
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。
）。

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改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）（施設運用上の基準を満足しない場合）

研開炉規則 第八十七条 第３項
十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

改正前後比較表
改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

第６２条 施設運用上の基準を満足しない場合とは、関係課長、当直長が、第２節で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合をいう。
２ 関係課長、当直長は、第２節各条の第２項で定める検査が実施されもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
23 発電用原子炉施設の保守管理（研開炉規則第87条第３項第23号）③ 予防保全を目的とした保全作業について、やむを得ず保全作業を行う場合には、法令に基づく点検及び補修、事故又は故障の再発防止対策の水平展開として実施する点検及び補修等に限ることが定められていること。

ていない期間においても、施設運用上の基準に関係する事象が発見さもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 発電用原子炉施設の施設管理（研開炉規則第87条第３項第19号）（削る）

れた場合は施設運用上の基準を満足しているかどうかの判断を行う。
３ 関係課長、当直長は、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合、施設管理課長に連絡する。
４ 関係課長、当直長は、系統・設備の維持、確認のための計画的な点
検・保修＊１を行うことにより施設運用上の基準を満足しなくなる場
合は、該当する条文の第３項で定める要求される措置を行う。このとき、施設運用上の基準を満足しないとはみなさない。なお、点検・保修の期間が第３項に定める完了時間を超過した場合は、当該完了時間内に達成できない場合に要求される措置を実施する。
５ 関係課長、当直長は、ある施設運用上の基準を満足していないと判断した場合に、該当する条文の施設運用上の基準を満足していないと判断した場合に要求される措置に定めがある場合を除き、他の条文における施設運用上の基準を満足していないとはみなさない。
＊１：系統・設備の維持、確認のための計画的な点検・保修とは、次のものをいう。
① 事故・故障等の水平展開として実施する点検・保修② 施設運用上の基準を逸脱し、要求される措置の実施完了後に実施する点検・保修③ 第１７条第６号及び第７号で定める手順にしたがって実施す
る検査（施設運用上の基準を満足しない場合の措置）
第６３条 関係課長、当直長は、施設運用上の基準を満足していないと判断した時点（完了時間の起点）から要求される措置を開始する。なお、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合の要求される措置の運用方法については、別表６３の例に準拠する。
２ 関係課長、当直長は、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合に要求される措置を実施している期間中に、この要求される措置に定めがある場合を除き、当該条文の第２項で定められた検査を実施しなくてもよい。
３ 関係課長、当直長は、要求される措置を実施中においてその完了時間以内に、当該施設運用上の基準を満足していると判断した場合は、所管部長の確認を受け、所長の承認を得た
後、原子炉を施設運用上の基準を逸脱する前の状況へ戻すことができる。
４ 所長は、前項の承認を行うに先立って、原子炉主任技術者の確認を得る。

510
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改正前後比較表
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別表６３ 施設運用上の基準を満足していないと判断した場合の要求さ（変更なし）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）（変更なし）

れる措置の運用方法条 件
A.

機能Ｘが確認でき要求される措置
A.1

ない場合
A.2

完了時間

機能Ｘの代替機能を確 １時間、
認する。

その後８

及び

時間に１

機能Ｘを確認する。

回
３日間

B.

機能Ｙが確認でき

B.1

ない場合

機能Ｙを確認する。

８時間

又は
B.2

酸素濃度を 3％以下

８時間

にする。
C.

機能Ｘが確認でき

C.1

及び機能Ｘを確認する。

１時間

又は

ない場合
C.2

機能Ｙを確認する。

１時間

D.1

ドレン操作を開始す

２７時間

機能Ｙが確認でき
ない場合
D.

条件Ａ、Ｂ又はＣで要求される措置

る。

を完了時間以内に達成できない場合(1) 施設運用上の基準を満足していないと判断された場合に、該当する条件が無い場合は、要求される措置としては２７時間以内にドレン操作を開始する。ただし、この要求される措置を実施中に
施設運用上の基準が適用される状態でなくなった場合若しくは、施設運用上の基準を満足していると判断した場合は、この限りでない。
(2) 要求される措置 A.1 と A.2（又は要求される措置 B.1 と B.2）の完了時間の起点は、いずれも条件 A（又は条件 B）であると判断した時点（施設運用上の基準を満足していないと判断した時点と同じ）である。また、要求される措置 C.1 と C.2 並びに D.1 の完了時間の起点は、いずれも条件 C 又は D に移行した時点である。
(3) 条件 B（機能 Y が確認できない場合）であると判断した場合、要求される措置 B.1 又は B.2 を実施するが、いずれの措置も８時間以内に達成することが困難と判断した場合は、８時間を待たずに条件 D に移行することができる。
このとき、要求される措置 D.1の完了時間の起点は条件 D に移行した時点である。
(4) 要求される措置A.1を１時間以内に達成できない場合又はその後の８時間毎の確認ができない場合は、条件 D へ移行する。このとき、要求される措置 D.1 の実施と並行して要求される措置 A.1
及び A.2 を実施し、要求される措置 A.1 が要求される措置 A.2 の完了時間である３日間以内に達成できた場合は、その時点で要求される措置D.1 の実施要求は無く条件D へ移行する前の状態に戻すことができる。その後は、引き続き要求される措置 A.2 を３日間以内（起点は最初に条件 A であると判断した時点）に達成させる。
（別図６３－１参照）(5) (4)において、要求される措置 A.2 を３日間以内に達成できな

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改正前後比較表
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第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）

い場合は、その時点から条件 D へ移行する。このときの要求される措置 D.1 の完了時間の起点は、改めて条件 D に移行した時点であり、最初に条件 D へ移行した時点ではない。
（別図６３－１参照）(6) 条件 A（機能 X が確認できない場合）の要求される措置 A.1 とA.2 を実施中に条件 B（機能 Y が確認できない場合）であると判断した場合、条件 C に移行し、要求される措置 C.2（又は C.1）
を１時間以内に達成すると、条件 C から条件 A（又は B）に移行する。このとき再度、条件 A（又は条件 B）の要求される措置 A.1と A.2（又は要求される措置 B.1 又は B.2）を実施することになるが、完了時点の起点は、最初に条件 A（又は条件 B）であると判断した時点である。
（別図６３－２参照）(7) 条件 A（機能 X が確認できない場合）の要求される措置 A.1 とA.2 を実施中に条件 B（機能 Y が確認できない場合）であると判断した場合、条件 C に移行するが、要求される措置 C.2（又は C.1）の完了時間より前に条件 A の完了時間が来るときは、条件 A の完了時間が優先する。このとき，実質的な条件 C の完了時間は条件 A の完了時間と同じであり、要求される措置 A.1 と A.2 が条件 A の完了時間内に達成できれば、自動的に条件 C の要求される措置は達成され、条件 B の完了時間は条件 B であると判断した時点を起点とする完了時間となる。また、要求される措置 A.1 と A.2 が条件 A の完了時間内に達成できなければ、条件 C の要求される措置を実施するしないにかかわらず条件 D へ移行する。
（別図６３－３参照）（変更なし）（変更なし）

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改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）（変更なし）（変更なし）（施設運用上の基準に関する記録）（変更なし）（変更なし）

第６４条 当直長は、原子炉の状態を変更した場合は、運転日誌に変更
した時刻及び原子炉の状態を記録する。
２ 関係課長は、第６２条第４項で定める点検・保修を実施した場合は、適用除外とした施設運用上の基準、点検・保修の開始時刻及び終了時
刻、点検・保修の内容を当直長に連絡し、当直長は運転日誌に記録する。
３ 関係課長は、施設運用上の基準を満足していないと判断した場合は、判断した時刻、当該施設運用上の基準及び講じた措置を当直長に連絡し、当直長は運転日誌に記録する。また、関係課長は、要求される措置の実施又は必要な保修作業等により当該施設運用上の基準を満足していると判断した場合は、判断した時刻、当該施設運用上の基準及び講じた措置（保修作業を含む）を当直長に連絡し、当直長は運転日誌に記録する。
第３節 異常時の措置

第３節 異常時の措置（変更なし）（異常時の基本的な対応）
第６５条 当直長は、原子炉施設に異常が発生した場合、施設管理課長（変更なし）に連絡する。なお、ここでいう原子炉施設の異常とは、次に定めるものをいう。以下、各条において同じ。
(1) 原子炉施設の故障により、放射性物質が原子炉施設外へ漏えいするおそれのある場合
２ 施設管理課長は、前項の連絡を受けた場合、原子炉施設の保安上必要な措置を講じるとともに、所長、原子炉主任技術者及び関係課長に連絡する。
３ 施設管理課長及び関係課長は、原子炉施設の異常の原因調査及び対513
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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)

改 正 後

備考（記載の考え方）

応措置を実施するとともに、原子炉施設の異常の原因調査及び対応措置について、所長、原子炉主任技術者及び所管部長に連絡する。
４ 施設管理課長は、原子炉施設の異常の原因及び対応措置を当直長に連絡する。
（異常時の措置）（異常時の措置）第６６条 当直長は、原子炉施設の異常が発生した場合は、原子炉施設

第６６条 当直長は、原子炉施設の異常が発生した場合は、原子炉施設の異常の状況、機器の動作状況等を確認するとともに、原因の除去、の異常の状況、機器の動作状況等を確認するとともに、原因の除去、拡大防止のために必要な措置を講ずる。

拡大防止のために必要な措置を講じる。

２ 当直長は、前項の必要な措置を講じるに当たっては、第１７条で定める手順に従って実施する。

記載の適正化

２ 当直長は、前項の必要な措置を講じるに当たっては、第１７条で定める手順に従って実施する。

３ 原子炉施設の異常が発生してから当直長が原子炉施設の異常の収３ 原子炉施設の異常が発生してから当直長が原子炉施設の異常の収束を判断するまでの期間は、第２節施設運用上の基準は適用されな束を判断するまでの期間は、第２節施設運用上の基準は適用されない。

い。

４ 当直長は、前項の事象の収束の判断を行う場合施設管理課長に報告

４ 当直長は、前項の事象の収束の判断を行う場合施設管理課長に報告

し、報告を受けた施設管理課長は、原子炉主任技術者の確認を受けた

し、報告を受けた施設管理課長は、原子炉主任技術者の確認を受けた

後、その結果を当直長に連絡する。

後、その結果を当直長に連絡する。

（異常収束後の措置）（変更なし）

第６７条 施設管理課長は、原子炉施設の異常の原因に対する対策が（変更なし）

講じられていること及び原子炉の状態に応じて適用される施設運用上の基準を満足していることを確認する。
第４節 廃止措置管理第４節 廃止措置管理
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

第６７条の２ 各課長は、工事*1 を行う場合、次の必要なプロセスを実
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第26号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第22号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

（変更なし）（工事の計画及び実施）（変更なし）

施する。
(1) 工事計画(2) 設計管理(3) 調達管理(4) 工事管理２ 各課長は、工事を実施するに当たり、次の各号に掲げる安全確保対策を講じる。
(1) 放射性物質の拡散及び漏えい防止対策(2) 被ばく低減対策(3) 事故防止対策
３ 各課長は、工事結果について記録する。
＊１：本条における工事とは、廃止措置計画に基づく汚染の分布に関する評価をいう。
（変更なし）（工事完了の報告）
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

第６７条の３ 各課長は、前条に基づく工事が完了した場合には、前条（変更なし）

第 3 項で記録した工事の結果を、各部長、原子炉主任技術者及び所長に報告するとともに、関係課長に通知する。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第26号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第22号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

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改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

第６７条の４ 廃止措置計画の廃止措置の工程に示す各作業、検査及び備考（記載の考え方）（変更なし）（廃止措置計画の実施工程管理）
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)（変更なし）

設備点検（以下「作業等」という。
）の実施状況を管理するため、次の事項を実施する。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第26号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第22号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

(1) 計画管理課長は、月単位の年度計画（以下「現地マスター工程表」という。
）を作成し、廃止措置部長、安全・品質保証部長、工程管理を総括する責任者*1（以下「工程管理総括責任者」という。
）及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。所長は、承認する際、廃止措置計画の「廃止措置の工程」への影響を確認し、「廃止措置の工程」に影響があると判断した場合は敦賀廃止措置実証部門長へ報告し、その指示に従う。また、現地マス
ター工程表を変更しようとするときも同様とする。
(2) 計画管理課長は、現地マスター工程表に基づき日単位の年度計
画（以下「現地マスター詳細工程表」という。
）を作成し、廃止措
置部長、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け工程管理総括責任者の承認を得て所長に報告する。工程管理総括
責任者は、承認する際、現地マスター工程表への影響を確認し、現地マスター工程表に影響があると判断した場合は所長へ報告
し、その指示に従う。また、現地マスター詳細工程表を変更しようとするときも同様とする。
(3) 所長は、第１号に定める承認をした場合は、敦賀廃止措置実証
部門長へ報告する。
(4) 敦賀廃止措置実証部門長は、原則週１回以上、廃止措置の工程に示す作業等の実施状況を確認し、所長に必要な指示を行う。
(5) 敦賀廃止措置実証部門長は、第１号又は前号にて 2022 年度中に燃料体の取出しが完了しないと判断した場合、廃止措置計画に反映して廃止措置計画の変更認可を受ける。
２ 敦賀廃止措置実証部門長は、毎年度１回以上、廃止措置計画の廃止
措置の工程への影響を評価し、その結果を第３条 5.6 マネジメントレ
ビューの事項として理事長へ報告するとともに、所長へ必要な指示を行う。
＊１：工程管理総括責任者については、所長があらかじめ指名する。
（２次冷却材ナトリウム一時保管用タンクへの移送）

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第26号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87条第３項第22号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

第６７条の５ ２次冷却材ナトリウム一時保管用タンクへの２次系冷却第６７条の５ （削除）

条文の削除

材ナトリウムの移送作業を行う場合は、次の事項を実施する。

（２次系冷却材ナトリウムの移送完(1) 機械保全課長は、作業開始前に、小規模なナトリウム漏えいが了後（固化後）で運用が残っているの発生した時の初期消火活動を目的として、ナトレックス消火器がは第2項の2次系保管用タンクの確認配備されていることを確認する。

であり、この確認は、巡視点検の条文(2) 機械保全課長は、作業開始前に、一時保管用タンク及び移送用配管が予熱（約 130 ℃）状態であることを確認する。

（第１６条）で担保できるため削除する）(3) 機械保全課長は、作業開始前に、一時保管用タンク内のアルゴ
ンガス圧力が 250Pa 以下であることを確認する。
(4) 当直長は、作業開始前に、ナトリウム移送中に空気雰囲気セル
モニタ（煙感知型又は熱感知型）及び火災感知器によるナトリウ
ム漏えいの監視ができる状態にあることを確認する。
(5) 機械保全課長は、作業開始前に、架台に設置したナトリウム漏
えい検出用の温度検出器によるナトリウム漏えいの監視ができる状態にあることを確認する。

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改正前後比較表
改 正 後

第 04 章_廃止措置管理(第 13～67 条の 5)
備考（記載の考え方）(6) 当直長は、作業開始前に、既設の窒素ガス供給設備から火災が発生した区画に窒素ガス注入を行える状態にあることを確認する。
(7) 機械保全課長は、ナトリウムの移送作業に際し、あらかじめ定
めたナトリウム移送手順に基づき、一時保管用タンク内のアルゴ
ンガス圧力を微正圧状態（250Pa 以下）に維持し移送作業を実施する。
(8) 機械保全課長は、ナトリウムの移送作業中に監視員を配置する。
(9) 機械保全課長は、一時保管用タンクへのナトリウム移送後、一時保管用タンク内のナトリウム温度が 95℃以下になるまでの間、一時保管用タンク内のアルゴンガス圧力を微正圧状態（250Pa 以下）に維持するとともに、１日に１回、監視・パトロールによって異常の無いことを確認する。
２ ２次冷却材ナトリウム一時保管用タンクへの２次系冷却材ナトリウ
ムの移送完了後（固化後）については、次の事項を実施する。
(1) 機械保全課長は、一時保管用タンクへのナトリウムの移送が完了し、一時保管用タンク内のナトリウム温度が 95℃以下になったことを確認した後、アルゴンガスボンベを接続し一時保管用タン
ク内を正圧状態（約 20kPa）に保てる状態にあることを確認する。
(2) 機械保全課長は、前号の確認後、ナトリウムの移送時に使用したナトリウム移送用配管、アルゴンガス供給用配管を撤去する。
(3) 当直長は、一時保管用タンクへのナトリウムの移送が完了した
後、一時保管用タンク設置エリアへの入室に係る鍵管理を行い、作業の必要時以外の入室を規制する。
(4) 当直長は、一時保管用タンク内のナトリウムが固化した後、毎日１回、巡視によって異常の無いことを確認する。
３ 機械保全課長又は当直長は、２次系冷却材ナトリウムの移送作業の際に第 1 項のいずれかの事項が満足できない場合は、直ちにナトリウ
ムの移送作業を中断する。
４ 機械保全課長は、前項の中断からナトリウムの移送作業を再開する
場合は、第 1 項を満足していることを確認し、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を受ける。
５ 機械保全課長又は当直長は、第 2 項のいずれかの事項が満足していないことを確認した場合は、速やかに第 2 項を満足するよう措置を開
始する。

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第５章 燃料管理第５章 燃料管理

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）（定義）
第６７条の６ 本章における用語の定義は、次のとおりとする。

（変更なし）（変更なし）(1) 「燃料」とは、炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体、試験用集合体Ａ及び試験用集合体Ｂをいう。
(2) 「新燃料」とは、原子炉で照射される前の燃料をいう。
(3) 「照射済燃料」とは、原子炉で照射された燃料をいう。
(4) 「使用済燃料」とは、照射済燃料のうち、原子炉に再び装荷することのない燃料をいう。
(5) 「炉心構成要素」とは、燃料、制御棒集合体、中性子しゃへい体、
中性子源集合体及び固定吸収体をいう。
(6) 「炉心構成要素等」とは、炉心構成要素及び模擬炉心構成要素をいう。
(7) 「炉心構成要素等取替作業」とは、模擬炉心構成要素、中性子しゃへい体又は固定吸収体を炉外燃料貯蔵槽から取り出し原子炉へ装荷する作業又は炉心構成要素等を原子炉から取り出し炉外燃料貯蔵槽に収納する作業をいう。
(8) 「燃料処理・貯蔵作業」とは、炉心構成要素等を炉外燃料貯蔵槽から取り出し燃料洗浄設備でナトリウムを洗浄・除去した上で燃料池に移送する作業、燃料、模擬炉心構成要素又は固定吸収体を新燃料貯蔵室から取り出し炉外燃料貯蔵槽に収納する作業又は炉外燃料貯蔵槽若しくは燃料池内での炉心構成要素等の配置替えを行う作業をいう。

研開炉規則 第八十三条

研開炉規則 第八十三条（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。

（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施状況を確認しなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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（新燃料の運搬）（新燃料の運搬）第６８条 燃料環境課長は、新燃料を管理区域外に運搬する場合は、次第６８条 燃料環境課長は、新燃料を管理区域外に運搬する場合は、運の事項を遵守し、新燃料輸送容器に収納する。

(1) 法令に適合する新燃料輸送容器を使用すること。
(1) 法令に適合する新燃料輸送容器を使用すること。

(2) 新燃料移送機を使用すること。

(2) 新燃料移送機を使用すること。

(3) 新燃料が臨界に達しない措置が講じられていることを確認する(3) 新燃料が臨界に達しない措置が講じられていることを確認すること。
２ 安全管理課長は、新燃料を収納した新燃料輸送容器を管理区域外に運搬する場合は、次の事項を遵守する。

原子力規制における検査制度の見直搬前に次の事項を確認した上で、遵守し、新燃料輸送容器に収納する。 しに伴う変更（新燃料の運搬前の遵守事項に係る記載の充実）こと。
２ 安全管理課長は、新燃料を収納した新燃料輸送容器を管理区域外に運搬する場合は、措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施状況を確認し遵守する。
(1) 容器の車両への積付けは、運搬中に移動、転倒及び転落を防止す(1) 容器の車両への積み付けは、運搬中に移動、転倒及び転落を防止する措置を講ずること。
(2) 法令に定める危険物と混載しないこと。
[号を加える]

る措置を講じること。

記載の適正化(2) 法令に定める危険物と混載しないこと。
(3) 運搬経路に標識を設けること等の方法により、関係者以外の者
及び他の車両の立入りを制限すること。

[号を加える](4) 車両を徐行させること。

[号を加える](5) 核燃料物質の取扱いに関し、相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のために必要な監督を行わせること。

(3) 容器及び車両の適当な箇所に法令に定める標識を付けること。

(6) 容器及び車両の適当な箇所に法令に定める標識を付けること。

(4) 容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び(7) 容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器等の表面の放射性物質の密度（以下「表面密度」という。
）が法容器等の表面の放射性物質の密度（以下「表面密度」という。
）が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないこと。

令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないこと。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条の二まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にす

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にす

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）[項を加える]

改正前後比較表

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）

３ 施設保安課長は、新燃料を収納した輸送容器（以下「輸送物」という。
） 原子力規制における検査制度の見直を周辺監視区域外に運搬する場合は、輸送物が法令に定められた技術

しに伴う変更（新燃料の周辺管理区

基準に適合したものであることを事前に確認する。

域外（事業所外）の運搬を行う場合の３ 施設保安課長は、新燃料を周辺監視区域外に運搬する場合は、安全・ ４ 施設保安課長は、新燃料を周辺監視区域外に運搬する場合は、安全・ 行為について追記）
品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

518
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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

るとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

るとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～⑥ 省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～⑥ 省略⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等を搬出及び運搬する際に講ずべき措置が定められていること。

⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等の搬出及び運搬をする際に講ずべき事項が定められていること。

⑧～⑩ 省略⑧～⑩ 省略

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）② 管理区域から物品又は核燃料物質等を移動する際の表面の放射性物質の密度の測定に関することが定められていること。

③ 管理区域内で汚染のおそれのない区域に物品又は核燃料物質等を移動する際に講ずべき事
項が定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。
）

十三 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）
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。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第3項第14号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して保安のために講ずべき措置として、運搬する場合に臨界に達しない措置を講ずることが定められ、貯蔵施設等についても定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第３項第13号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）

519
88

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）

また、新燃料及び使用済燃料の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。
なお、この事項は、第４の14 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

② 貯蔵する核燃料物質の種類及び数量並びに貯蔵施設の管理その他の取扱いに関することが定められていること。
③ 新燃料及び使用済燃料の事業所外への運搬に際して、臨界に達しない措置等の保安のために講ずべき措置が定められていること。

（削る）

（削る）

炉規法
（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

炉規法（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

（以下、第２項～１３項 省略）（以下、第２項～１３項 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

第６９条 （削除）（変更なし）（新燃料の貯蔵）研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。
）

十三 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）
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。
）。

（変更なし）（変更なし）

第７０条 安全管理課長及び燃料環境課長は、新燃料を貯蔵する場合は、 （変更なし）
次の事項を遵守する。ただし、新燃料を炉外燃料貯蔵槽及び燃料池へ貯蔵する場合は第７２条によるものとする。
(1)燃料環境課長は、新燃料貯蔵室に貯蔵すること。
(2)安全管理課長は、新燃料貯蔵室の目につきやすい箇所に燃料貯蔵520
89国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第3項第14号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して保安のために講ずべき措置として、運搬する場合に臨界に達しない措置を講ずることが定められ、貯蔵施設等についても定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第３項第13号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、新燃料及び使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。なお、この事項は、第４の14における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

② 貯蔵する核燃料物質の種類及び数量並びに貯蔵施設の管理その他の取扱いに関することが定められていること。
③ 新燃料及び使用済燃料の事業所外への運搬に際して、臨界に達しない措置等の保安のために講ずべき措置が定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）施設である旨及び貯蔵上の注意事項を掲示するとともに、「燃料管理要領」に従い定期的な点検を実施する。
(3)燃料環境課長は、新燃料移送機を使用すること。
(4)安全管理課長は、新燃料貯蔵室において新燃料が臨界に達しない措置が講じられていることを確認すること。
２ 燃料環境課長は、前項の貯蔵を行った場合は、その結果を廃止措置部
長に報告し、安全管理課長及び施設管理課長に通知する。
３ 安全管理課長は、前項の通知を受けた場合は、新燃料貯蔵室の燃料配置を記録する。

（削る）

（削る）

（炉心構成要素等取替作業）（炉心構成要素等取替作業）

第７１条 廃止措置部長は、炉心構成要素等取替作業*1を行う場合、安第７１条 廃止措置部長は、炉心構成要素等取替作業*1を行う場合、安全・品質保証部長と協議の上、事前に施設の保全や燃料取出し工程の全・品質保証部長と協議の上、事前に施設の保全や燃料取出し工程の進捗に影響を与え得るリスクを特定及び評価した上で、リスクの除去・進捗に影響を与え得るリスクを特定及び評価した上で、リスクの除去・低減のための対策やリスクが顕在化した場合の取組について検討し、低減のための対策やリスクが顕在化した場合の取組について検討し、安全管理課長に通知する。

安全管理課長に通知する。

２ 安全管理課長は、前項に基づく廃止措置部長からの通知に基づき、

２ 安全管理課長は、前項に基づく廃止措置部長からの通知に基づき、炉心構成要素等取替作業の実施に当たり、炉心構成要素等の取替体数

炉心構成要素等取替作業の実施に当たり、炉心構成要素等の取替体数

及び位置並びに炉心構成要素等取替のための安全措置、方法及び体制

及び位置並びに炉心構成要素等取替のための安全措置、方法及び体制

を炉心構成要素等取替実施計画に定め、安全・品質保証部長及び原子を炉心構成要素等取替実施計画に定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、施設管理課長及び炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。

燃料環境課長に通知する。

３ 当直長、燃料環境課長及び安全管理課長は、炉心構成要素等取替作

３ 当直長、燃料環境課長及び安全管理課長は、炉心構成要素等取替作業を行う場合、炉心構成要素等取替実施計画に基づく最初の炉心構成

業を行う場合、炉心構成要素等取替実施計画に基づく最初の炉心構成

要素等取替作業を開始する前までに以下の各号を実施する。

要素等取替作業を開始する前までに以下の各号を実施する。

(1)当直長は、別表７１－１に定める事項を確認し、結果を施設管理課(1)当直長は、別表７１－１に定める事項を確認し、結果を施設管理課

長へ報告する。施設管理課長は、その結果を廃止措置部長に報告す

長へ報告する。施設管理課長は、その結果を廃止措置部長に報告するとともに、安全管理課長へ通知する。

るとともに、安全管理課長へ通知する。

(2)燃料環境課長は、次の事項を確認し、結果を廃止措置部長に報告す(2)燃料環境課長は、次の事項を確認し、結果を廃止措置部長に報告するとともに、安全管理課長へ通知する。

るとともに、安全管理課長へ通知する。

①燃料交換装置及び燃料出入機本体Aの動力源喪失試験が完了して①燃料交換装置及び燃料出入機本体Aの動力源喪失試験が完了して

いること。

いること。

②炉外燃料貯蔵槽において燃料が臨界に達しない措置が講じられ②炉外燃料貯蔵槽において燃料が臨界に達しない措置が講じられていること。

ていること。

(3)安全管理課長は、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵される燃料の崩壊熱が15.9kWを超えないことを確認する。
(4)燃料環境課長は、炉心構成要素等取替作業の操作を行う者を3名以上（操作責任者1名及び操作員2名以上）確保する。
４ 安全管理課長は、前項の通知及び確認の結果を安全・品質保証部長に報告する。

(3)安全管理課長は、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵される燃料の崩壊熱が15.9kWを超えないことを確認する。
(4)燃料環境課長は、炉心構成要素等取替作業の操作を行う者を3名以上（操作責任者1名及び操作員2名以上）確保する。
４ 安全管理課長は、前項の通知及び確認の結果を安全・品質保証部長に報告する。

521
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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 後

５ 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、廃止措置部長と協議の５ 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に炉心構成要素等取替作業の開始を指示する。指示を受けた安全課長に炉心構成要素等取替作業の開始を指示する。指示を受けた安全管理課長は、その旨を施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。

管理課長は、その旨を施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。

６ 燃料環境課長は、炉心構成要素等取替作業を行う場合は、次の事項

６ 燃料環境課長は、炉心構成要素等取替作業を行う場合は、次の事項を遵守する。

を遵守する。

(1)炉心構成要素等取替実施計画に従うこと。

(1)炉心構成要素等取替実施計画に従うこと。

(2)燃料交換装置、炉内中継装置、燃料出入設備等の燃料取扱設備を使(2)燃料交換装置、炉内中継装置、燃料出入設備等の燃料取扱設備を使
７ 当直長は、炉心構成要素等取替作業前に（その後1日1回）、別表７１－１に定める事項を確認し、その結果を施設管理課長へ報告する。報－１に定める事項を確認し、その結果を施設管理課長へ報告する。報告を受けた施設管理課長は燃料環境課長に通知する。燃料環境課長は、告を受けた施設管理課長は燃料環境課長に通知する。燃料環境課長は、

炉心構成要素等取替作業時に別表７１－１に定める事項を確認する。

炉心構成要素等取替作業時に別表７１－１に定める事項を確認する。

８ 当直長は、別表７１－２の条件Aに該当する場合、同表の措置を講ず

８ 当直長は、別表７１－２の条件Aに該当する場合、同表の措置を講じるとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理るとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理

課長は、その旨を燃料環境課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環境課

課長は、その旨を燃料環境課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環境課

長は同表の措置を講ずる。燃料環境課長は別表７１－２の条件Bに該当

長は同表の措置を講じる。燃料環境課長は別表７１－２の条件Bに該当
９ 前項の措置を実施した場合、施設管理課長及び燃料環境課長は安全管理課長に連絡する。連絡を受けた安全管理課長は、安全・品質保証

管理課長に連絡する。連絡を受けた安全管理課長は、安全・品質保証
10 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、炉心構成要素等取替作業の再開について、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確業の再開について、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に炉心構成要素等取替認を受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に炉心構成要素等取替作業の再開を指示する。指示を受けた安全管理課長は、その旨を施設作業の再開を指示する。指示を受けた安全管理課長は、その旨を施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。
置部長に報告し、安全管理課長及び施設管理課長に通知する。

十三 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）
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。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第3項第14号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して保安のために講ずべき措置として、運搬する場合に臨界に達しない措置を講ずることが定められ、貯蔵施設等についても定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第３項第13号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、新燃料及び使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定め置部長に報告し、安全管理課長及び施設管理課長に通知する。
12 安全管理課長は、前項の通知を受けた場合は、原子炉内及び炉外燃料貯蔵槽内の炉心構成要素等の配置、装荷した炉心構成要素等の種類

料貯蔵槽内の炉心構成要素等の配置、装荷した炉心構成要素等の種類

別装荷量及び取り出した炉心構成要素等の種類別取出量を記録する。

別装荷量及び取り出した炉心構成要素等の種類別取出量を記録する。

＊１：燃料を原子炉に装荷しないこと及び原子炉内の配置替えを行わな＊１：燃料を原子炉に装荷しないこと及び原子炉内の配置替えを行わな（燃料処理・貯蔵作業）
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。
）

管理課長及び燃料環境課長に通知する。
11 燃料環境課長は、第６項の作業を行った場合は、その結果を廃止措

12 安全管理課長は、前項の通知を受けた場合は、原子炉内及び炉外燃

いこと。

記載の適正化部長に報告する。

10 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、炉心構成要素等取替作

11 燃料環境課長は、第６項の作業を行った場合は、その結果を廃止措

記載の適正化する場合、同表の措置を講じる。

９ 前項の措置を実施した場合、施設管理課長及び燃料環境課長は安全部長に報告する。

備考（記載の考え方）

用すること。

７ 当直長は、炉心構成要素等取替作業前に（その後1日1回）、別表７１

する場合、同表の措置を講ずる。

研開炉規則 第八十七条 第３項

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

用すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項

改正前後比較表

いこと。
（燃料処理・貯蔵作業）

第７１条の２ 廃止措置部長は、燃料処理・貯蔵作業を行う場合、安全・ 第７１条の２ 廃止措置部長は、燃料処理・貯蔵作業を行う場合、安全・品質保証部長と協議の上、事前に施設の保全や燃料取出し工程の進捗

品質保証部長と協議の上、事前に施設の保全や燃料取出し工程の進捗に影響を与え得るリスクを特定及び評価した上で、リスクの除去・低に影響を与え得るリスクを特定及び評価した上で、リスクの除去・低減のための対策やリスクが顕在化した場合の取組について検討し、安減のための対策やリスクが顕在化した場合の取組について検討し、安全管理課長に通知する。

全管理課長に通知する。

２ 安全管理課長は、前項に基づく廃止措置部長からの通知に基づき、

２ 安全管理課長は、前項に基づく廃止措置部長からの通知に基づき、燃料処理・貯蔵作業の実施に当たり、燃料処理・貯蔵体数及び位置並

燃料処理・貯蔵作業の実施に当たり、燃料処理・貯蔵体数及び位置並

びに燃料処理・貯蔵作業のための安全措置、方法及び体制を燃料処理・

びに燃料処理・貯蔵作業のための安全措置、方法及び体制を燃料処理・貯蔵実施計画に定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確貯蔵実施計画に定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、施設管理課長及び燃料環境課長に通認を受け、所長の承認を得た後、施設管理課長及び燃料環境課長に通

知する。

知する。

３ 当直長、燃料環境課長及び安全管理課長は、燃料処理・貯蔵作業を

３ 当直長、燃料環境課長及び安全管理課長は、燃料処理・貯蔵作業を行う場合、燃料処理・貯蔵実施計画に基づく最初の燃料処理・貯蔵作行う場合、燃料処理・貯蔵実施計画に基づく最初の燃料処理・貯蔵作業を開始する前までに以下の各号を実施する。

業を開始する前までに以下の各号を実施する。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
られていること。なお、この事項は、第４の14における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

② 貯蔵する核燃料物質の種類及び数量並びに貯蔵施設の管理その他の取扱いに関することが定められていること。
③ 新燃料及び使用済燃料の事業所外への運搬に際して、臨界に達しない措置等の保安のために講ずべき措置が定められていること。

（削る）

（削る）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後(1)当直長は、別表７１の２－１に定める事項を確認し、結果を施設管(1)当直長は、別表７１の２－１に定める事項を確認し、結果を施設管理課長へ報告する。施設管理課長は、その結果を廃止措置部長に報

理課長へ報告する。施設管理課長は、その結果を廃止措置部長に報告するとともに、安全管理課長へ通知する。

告するとともに、安全管理課長へ通知する。

(2)燃料環境課長は、次の事項を確認し、結果を廃止措置部長に報告す(2)燃料環境課長は、次の事項を確認し、結果を廃止措置部長に報告するとともに、安全管理課長へ通知する。

るとともに、安全管理課長へ通知する。

①燃料出入機本体A及びBの動力源喪失試験が完了していること。＊①燃料出入機本体A及びBの動力源喪失試験が完了していること。＊

1

1②燃料池において燃料が臨界に達しない措置が講じられているこ②燃料池において燃料が臨界に達しない措置が講じられていること。

と。

(3)安全管理課長は、燃料池の燃料の貯蔵体数が最大貯蔵量538体を超(3)安全管理課長は、燃料池の燃料の貯蔵体数が最大貯蔵量538体を超えないこと及び別図７１の２－１に示す場所に貯蔵することを確えないこと及び別図７１の２－１に示す場所に貯蔵することを確認する。
(4)燃料環境課長は、燃料処理・貯蔵作業の操作を行う者を３名以上（操作責任者１名及び操作員２名以上）確保する。
４ 安全管理課長は、前項の通知及び確認の結果を安全・品質保証部長に報告する。

認する。
(4)燃料環境課長は、燃料処理・貯蔵作業の操作を行う者を３名以上（操作責任者１名及び操作員２名以上）確保する。
４ 安全管理課長は、前項の通知及び確認の結果を安全・品質保証部長に報告する。

５ 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、廃止措置部長と協議の５ 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に燃料処理・貯蔵作業の開始を指示する。指示を受けた安全管理課長に燃料処理・貯蔵作業の開始を指示する。指示を受けた安全管理

課長は、その旨を施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。

課長は、その旨を施設管理課長及び燃料環境課長に通知する。

６ 燃料環境課長は、燃料処理・貯蔵作業を行う場合は、次の事項を遵

６ 燃料環境課長は、燃料処理・貯蔵作業を行う場合は、次の事項を遵

守する。

守する。

(1)燃料処理・貯蔵実施計画に従うこと。

(1)燃料処理・貯蔵実施計画に従うこと。

(2)使用済燃料又は新燃料を燃料池に貯蔵する場合は、燃料出入設備、(2)使用済燃料又は新燃料を燃料池に貯蔵する場合は、燃料出入設備、

燃料移送機又は水中台車を使用すること。
(3)使用済燃料又は新燃料の洗浄をする場合は、燃料洗浄設備を使用すること。
(4)燃料池の燃料の貯蔵体数が最大貯蔵量５３８体を超えないこと及び別図７１の２－１に示す場所に貯蔵すること。

燃料移送機又は水中台車を使用すること。
(3)使用済燃料又は新燃料の洗浄をする場合は、燃料洗浄設備を使用すること。
(4)燃料池の燃料の貯蔵体数が最大貯蔵量５３８体を超えないこと及び別図７１の２－１に示す場所に貯蔵すること。

(5)炉心構成要素等（燃料、模擬炉心構成要素又は固定吸収体）を炉外(5)炉心構成要素等（燃料、模擬炉心構成要素又は固定吸収体）を炉外

燃料貯蔵槽に収納する場合は、新燃料移送機、地下台車及び燃料出燃料貯蔵槽に収納する場合は、新燃料移送機、地下台車及び燃料出入設備を使用すること。

備考（記載の考え方）

入設備を使用すること。

７ 当直長は、燃料処理・貯蔵作業前に（その後1日1回）、別表７１の２７ 当直長は、燃料処理・貯蔵作業前に（その後1日1回）、別表７１の２－１に定める事項を確認し、その結果を施設管理課長へ報告する。報－１に定める事項を確認し、その結果を施設管理課長へ報告する。報告を受けた施設管理課長は燃料環境課長に通知する。燃料環境課長は、告を受けた施設管理課長は燃料環境課長に通知する。燃料環境課長は、燃料処理・貯蔵作業時に別表７１の２－１に定める事項を確認する。

燃料処理・貯蔵作業時に別表７１の２－１に定める事項を確認する。

８ 当直長は、別表７１の２－２の条件Aに該当する場合、同表の措置を

８ 当直長は、別表７１の２－２の条件Aに該当する場合、同表の措置を講ずるとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設講じるとともにその旨を施設管理課長に連絡する。連絡を受けた施設管理課長は、その旨を燃料環境課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環

管理課長は、その旨を燃料環境課長へ連絡する。連絡を受けた燃料環

境課長は同表の措置を講ずる。燃料環境課長は別表７１の２－２の条

境課長は同表の措置を講じる。燃料環境課長は別表７１の２－２の条

件Bに該当する場合、同表の措置を講ずる。

件Bに該当する場合、同表の措置を講じる。

９ 前項の措置を実施した場合、施設管理課長及び燃料環境課長は安全

９ 前項の措置を実施した場合、施設管理課長及び燃料環境課長は安全管理課長に連絡する。連絡を受けた安全管理課長は、安全・品質保証

管理課長に連絡する。連絡を受けた安全管理課長は、安全・品質保証

部長に報告する。

部長に報告する。

10 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、燃料処理・貯蔵作業の10 前項の報告を受けた安全・品質保証部長は、燃料処理・貯蔵作業の再開について、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確認を再開について、廃止措置部長と協議の上、原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に燃料処理・貯蔵作業の再受け、所長の承認を得た後、安全管理課長に燃料処理・貯蔵作業の再開を指示する。指示を受けた安全管理課長は、その旨を施設管理課長

開を指示する。指示を受けた安全管理課長は、その旨を施設管理課長

及び燃料環境課長に通知する。

及び燃料環境課長に通知する。

記載の適正化
記載の適正化523
92

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

11 燃料環境課長は、第６項の作業を行った場合は、その結果を廃止措

11 燃料環境課長は、第６項の作業を行った場合は、その結果を廃止措

置部長に報告し、安全管理課長及び施設管理課長に通知する。

置部長に報告し、安全管理課長及び施設管理課長に通知する。

12 安全管理課長は、前項の通知を受けた場合は、炉外燃料貯蔵槽及び12 安全管理課長は、前項の通知を受けた場合は、炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の燃料の配置を記録する。
＊１：燃料池内で燃料の配置替えのみを行う場合は適用しない。

燃料池の燃料の配置を記録する。
＊１：燃料池内で燃料の配置替えのみを行う場合は適用しない。
（変更なし）（照射済燃料等の貯蔵）研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。
）

十三 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）
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。
）。

第７２条 燃料環境課長は、燃料を貯蔵する場合は、次の事項を遵守す

備考（記載の考え方）（変更なし）る。
(1)炉外燃料貯蔵槽又は燃料池に貯蔵すること。
(2)炉外燃料貯蔵槽及び燃料池の目につきやすい箇所に燃料貯蔵施設である旨及び貯蔵上の注意事項を掲示するとともに、「燃料管理要もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第3項第14号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して保安のために講ずべき措置として、運搬する場合に臨界に達しない措置を講ずることが定められ、貯蔵施設等についても定められていること。

② 貯蔵する核燃料物質の種類及び数量並びに貯蔵施設の管理その他の取扱いに関することが定められていること。
③ 新燃料及び使用済燃料の事業所外への運搬に際して、臨界に達しない措置等の保安のために講ずべき措置が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第３項第13号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、新燃料及び使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。なお、この事項は、第４の14における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

領」に従い定期的な点検を実施する。
(3)炉外燃料貯蔵槽及び燃料池において燃料が臨界に達しない措置が講じられていることを確認すること。

（削る）

（削る）

（破損のおそれのある燃料の検査）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

第７３条 安全管理課長は、破損のおそれのある燃料の漏えい検査を行
い、破損の有無を確認する。
２ 安全管理課長は、前項の検査の結果、破損を確認した燃料について
は、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵することを判断する。
３ 燃料環境課長は、第１項の漏えい検査を行うために燃料を移動する
場合は、燃料出入設備を使用する。
（炉心構成要素の性能維持確認）
第７３条の２ 安全管理課長は、原子炉に装荷するため燃料を除く新炉
心構成要素を新燃料貯蔵室に搬入する場合は、外観検査を行い、外観形状に異常のないことを確認する。
２ 安全管理課長は、原子炉内及び原子炉に装荷するため炉外燃料貯蔵
槽に貯蔵中の炉心構成要素の健全性を１年に１回以上評価する。
（使用済燃料の運搬）

研開炉規則 第八十三条

研開炉規則 第八十三条（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じなけ（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じ、運（使用済燃料の運搬）

第７４条 燃料環境課長は、使用済燃料を管理区域外に運搬する場合は、 第７４条 燃料環境課長は、使用済燃料を管理区域外に運搬する場合は、 原子力規制における検査制度の見直
次の事項を遵守し、使用済燃料輸送容器に収納する。

運搬前に次の事項を確認した上で、遵守し、使用済燃料輸送容器に収しに伴う変更（使用済燃料の運搬前納する。

の遵守事項に係る記載の追記）(1)法令に適合する使用済燃料輸送容器を使用すること。

(1)法令に適合する使用済燃料輸送容器を使用すること。

(2)燃料移送機、又は燃料出入設備を使用すること。

(2)燃料移送機、又は燃料出入設備を使用すること。

524
93

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
ればならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、核燃料物質等の工場又は事業所の外に法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
搬前にこれらの措置の実施状況を確認しなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、核燃料物質等の工場又は事業所の外

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後(3)使用済燃料収納前に燃料が臨界に達しない措置が講じられている(3)使用済燃料収納前に燃料が臨界に達しない措置が講じられていることを確認すること。
２ 安全管理課長は、使用済燃料を収納した使用済燃料輸送容器を管理ことを確認すること。
２ 安全管理課長は、使用済燃料を収納した使用済燃料輸送容器を管理区域外に運搬する場合は、次の事項を遵守する。

区域外に運搬する場合は、措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施(1)容器の車両への積付けは、運搬中に移動、転倒及び転落を防止する

状況を確認し遵守する。

措置を講ずること。
(2)法令に定める危険物と混載しないこと。
(3)運搬経路に標識の設置、見張人の配置等の方法により、関係者以外の者及び他の車両の立入りを制限すること。
(4)車両を徐行させること。
(5)核燃料物質の取扱いに関し、安全管理課長が指名する者を同行させ監督を行わせること。

備考（記載の考え方）(1)容器の車両への積付けは、運搬中に移動、転倒及び転落を防止する措置を講じること。

記載の適正化(2)法令に定める危険物と混載しないこと。
(3)運搬経路に標識の設置、見張人の配置等の方法により、関係者以外の者及び他の車両の立入りを制限すること。
(4)車両を徐行させること。
(5) 核燃料物質の取扱いに関し、相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のために必要な監督を行わせること。

(6)容器及び車両の適当な箇所に法令に定める標識を付けること。

(6)容器及び車両の適当な箇所に法令に定める標識を付けること。

(7)容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容(7)容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器等の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超え器等の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないこと。

ていないこと。

[項を加える]

３ 施設保安課長は、使用済燃料を収納した輸送容器（以下「輸送物」と

原子力規制における検査制度の見直いう。
）を周辺監視区域外に運搬する場合は、運搬前に輸送物が法令にしに伴う変更（使用済燃料の周辺管定められた技術基準に適合したものであることを事前に確認する。

理区域外（事業所外）の運搬を行う場
合の行為の追記）

３ 施設保安課長は、使用済燃料を周辺監視区域外に運搬する場合は、
安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
４ 安全管理課長は、使用済燃料を周辺監視区域外に運搬した場合は、使用済燃料の種類別払出量を記録する。

４ 施設保安課長は、使用済燃料を周辺監視区域外に運搬する場合は、
安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
５ 安全管理課長は、使用済燃料を周辺監視区域外に運搬した場合は、使用済燃料の種類別払出量を記録する。

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94

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

おける運搬に関する規則（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

における運搬に関する規則（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条の二まで及び核燃料物質等車両
運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～⑥ 省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～⑥ 省略⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等を搬出及び運搬する際に講ずべき措置が定められていること。

⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等の搬出及び運搬をする際に講ずべき事項が定められていること。

⑧～⑩ 省略⑧～⑩ 省略

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）

526
95

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）② 管理区域から物品又は核燃料物質等を移動する際の表面の放射性物質の密度の測定に関することが定められていること。

③ 管理区域内で汚染のおそれのない区域に物品又は核燃料物質等を移動する際に講ずべき事
項が定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。
）

十三 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）
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。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第3項第14号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して保安のために講ずべき措置として、運搬する場合に臨界に達しない措置を講ずることが定められ、貯蔵施設等についても定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（研開炉規則第87条第３項第13号）① もんじゅ構内における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、新燃料及び使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。なお、この事項は、第４の14における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

② 貯蔵する核燃料物質の種類及び数量並びに貯蔵施設の管理その他の取扱いに関することが定められていること。
③ 新燃料及び使用済燃料の事業所外への運搬に際して、臨界に達しない措置等の保安のために講ずべき措置が定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）

（削る）

（削る）

炉規法
（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

炉規法（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

（以下、第２項～１３項 省略）（以下、第２項～１３項 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運52796国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 05 章_燃料管理(第 67 条の 6～74 条)
備考（記載の考え方）

528
97

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

備考（記載の考え方）

第６章 放射性廃棄物管理第６章 放射性廃棄物管理

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（ＡＬＡＲＡの精神に[条を加える]（基本方針）

のっとり、排気、排水等を管理するこ第７４条の２ 原子炉施設における放射性廃棄物に係る保安活動は、放とを規定）

射性物質の放出による公衆の被ばくを、定められた限度以下であってかつ合理的に達成可能な限り低い水準に保つように実施する。
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第
15号）
（新規）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）
④ ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）

③ 放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

⑤放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

（新規）⑥ 放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の事業所の外における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。

（新規）⑦ 放射性固体廃棄物の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）の実施体制が定められていること。なお、この事項は、第４の13 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

（放射性固体廃棄物の管理）（放射性固体廃棄物の管理）第７５条 各課長は、次の各号に定める放射性固体廃棄物の種類に応じ第７５条 各課長は、次の各号に定める放射性固体廃棄物の種類に応じて、それぞれ定められた処理を施した上で、当該の廃棄施設に保管すて、それぞれ定められた処理を施した上で、当該の廃棄施設に保管する。

る。

(1) 濃縮廃液及び使用済樹脂は、施設管理課長がドラム缶と一体的(1) 濃縮廃液及び使用済樹脂は、施設管理課長がドラム缶と一体的に固型化し、燃料環境課長が固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」とに固型化し、燃料環境課長が固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」という。
）に保管する。ただし、燃料環境課長は、固型化する設備の点いう。
）に保管する。ただし、燃料環境課長は、固型化する設備の点検等によりドラム缶と一体的に固型化できない場合、あらかじめ定

検等によりドラム缶と一体的に固型化できない場合、あらかじめ定

められた一時保管場所において定められた容器により一時保管をめられた一時保管場所において定められた容器により一時保管をすることができる。

することができる。

(2) 原子炉内で照射された機器等のうち使用済制御棒等は、燃料環
境課長が燃料池に保管する。

(3) 原子炉内で照射された機器等のうち使用済の炉心出口計装等

は、機械保全課長又は電気保全課長が移送し、燃料環境課長が固体は、機械保全課長又は電気保全課長が移送し、燃料環境課長が固体廃棄物貯蔵プールに保管する。

廃棄物貯蔵プールに保管する。

(4) 燃料洗浄槽出口フィルタ等の使用済フィルタは、燃料環境課長
が固体廃棄物貯蔵プールに保管する。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87 条第3項第26号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87 条第３項第22 号）① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及び改善について、必要な事項が定められていること。

(4) 燃料洗浄槽出口フィルタ等の使用済フィルタは、燃料環境課長
が固体廃棄物貯蔵プールに保管する。

(5) 第２号及び第３号に規定する使用済制御棒等並びに使用済の炉(5) 第２号及び第３号に規定する使用済制御棒等並びに使用済の炉

心出口計装等のうち、安全管理課長、機械保全課長又は電気保全課

心出口計装等のうち、安全管理課長、機械保全課長又は電気保全課長が封入又は遮蔽等の措置を行うことにより貯蔵庫に保管できる

長が封入又は遮蔽等の措置を行うことにより貯蔵庫に保管できるものは、燃料環境課長が貯蔵庫に保管することができる。

ものは、燃料環境課長が貯蔵庫に保管することができる。

施した上で、燃料環境課長が貯蔵庫に保管する。
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

境課長が燃料池に保管する。

(3) 原子炉内で照射された機器等のうち使用済の炉心出口計装等(6) その他の放射性固体廃棄物は、各課長が次のいずれかの処理を
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

(2) 原子炉内で照射された機器等のうち使用済制御棒等は、燃料環(6) その他の放射性固体廃棄物は、各課長が次のいずれかの処理を施した上で、燃料環境課長が貯蔵庫に保管する。

① 各課長は、ドラム缶等の容器に封入するか、汚染の広がりを防① 各課長は、ドラム缶等の容器に封入するか、汚染の広がりを防止する措置を講ずる。

止する措置を講じる。

② 圧縮減容する場合は、施設管理課長が減容装置で圧縮減容を行② 圧縮減容する場合は、施設管理課長が減容装置で圧縮減容を行う。

う。

２ 各課長は、放射性固体廃棄物を封入し、又は固型化した放射性廃棄２ 各課長は、放射性固体廃棄物を封入し、又は固型化した放射性廃棄物と一体化したドラム缶等の容器には放射性廃棄物を示す標識及び整物と一体化したドラム缶等の容器には放射性廃棄物を示す標識及び整理番号を付ける。

記載の適正化

理番号を付ける。

３ 各課長は、放射性固体廃棄物を封入し、又は固型化した放射性廃棄３ 各課長は、放射性固体廃棄物を封入し、又は固型化した放射性廃棄物と一体化したドラム缶等の容器について、表面及び表面から１ｍ離物と一体化したドラム缶等の容器について、表面及び表面から１ｍ離れた位置における線量当量率が輸送容器基準の１／２を超える場合はれた位置における線量当量率が輸送容器基準の１／２を超える場合は識別表示を行う。

識別表示を行う。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 後

４ 燃料環境課長は、表面及び表面から１ｍ離れた位置における線量当

４ 燃料環境課長は、表面及び表面から１ｍ離れた位置における線量当

量率が輸送容器基準の１／２を超える放射性固体廃棄物を貯蔵庫に保量率が輸送容器基準の１／２を超える放射性固体廃棄物を貯蔵庫に保管する場合は、貯蔵庫内の外壁側からドラム缶の３層目又は、ドラム管する場合は、貯蔵庫内の外壁側からドラム缶の３層目又は、ドラム缶の３層目に相当する距離以降に配置する。

研開炉規則 第八十三条（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。

（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施状況を確認しなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。

一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する直方体の各辺が十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

５ 燃料環境課長は、次の事項を確認するとともに、その結果、異常が研開炉規則 第八十三条

改正前後比較表

缶の３層目に相当する距離以降に配置する。
５ 燃料環境課長は、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ずる。

認められた場合には必要な措置を講じる。

(1) 貯蔵庫及び第1項第1号の一時保管場所における放射性廃棄物の(1) 貯蔵庫及び第1項第1号の一時保管場所における放射性廃棄物の保管状況を確認するために、１週間に１回貯蔵庫及び第1項第1号の保管状況を確認するために、１週間に１回貯蔵庫及び第1項第1号の一時保管場所を巡視するとともに、３ヶ月に１回保管量を確認す

一時保管場所を巡視するとともに、３ヶ月に１回保管量を確認する。貯蔵庫の貯蔵限度については、別表７５に定める。

(2) 燃料池における使用済制御棒等の保管状況及び固体廃棄物貯蔵

プールにおける原子炉内で照射された使用済の炉心出口計装等のプールにおける原子炉内で照射された使用済の炉心出口計装等の保管状況を確認するために、１ヶ月に１回燃料池及び固体廃棄物貯保管状況を確認するために、１ヶ月に１回燃料池及び固体廃棄物貯

蔵プールを巡視するとともに、３ヶ月に１回保管量を確認する。貯蔵プールを巡視するとともに、３ヶ月に１回保管量を確認する。貯蔵限度については、別表７５に定める。

６ 燃料環境課長は貯蔵庫、燃料池、固体廃棄物貯蔵プール及び第１項

６ 燃料環境課長は貯蔵庫、燃料池、固体廃棄物貯蔵プール及び第１項第１号の一時保管場所の目に付きやすい場所に、管理上の注意事項を第１号の一時保管場所の目に付きやすい場所に、管理上の注意事項を掲示する。
７ 各課長は、管理区域外に放射性固体廃棄物を運搬する場合は、次の記載の適正化る。貯蔵庫の貯蔵限度については、別表７５に定める。

(2) 燃料池における使用済制御棒等の保管状況及び固体廃棄物貯蔵

蔵限度については、別表７５に定める。

備考（記載の考え方）掲示する。
７ 各課長は、管理区域外に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。

措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施状況を確認する。

原子力規制における検査制度の見直(1) 法令に適合する容器に封入して運搬すること。ただし、放射性廃(1) 法令に適合する容器に封入して運搬すること。ただし、放射性廃しに伴う変更（放射性固体廃棄物の棄物の放射能濃度が法令に定める限度を超えない場合であって、法棄物の放射能濃度が法令に定める限度を超えない場合であって、法運搬前の遵守事項に係る記載の追記）

令に定める障害防止の措置を講じた場合は、この限りではない。

令に定める障害防止の措置を講じた場合は、この限りではない。

(2) 容器の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容(2) 容器の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器等の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超え器等の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えないための措置を講ずる。
(3) 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ずる。

ないための措置を講じる。

記載の適正化(3) 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。

(4) 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させる。

(4) 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させる。

(5) 法令に定める危険物と混載しない。

(5) 法令に定める危険物と混載しない。

(6) 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方(6) 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以法により、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

外の車両の立入りを制限する。

の車両の立入りを制限する。

(7)容器等の適当な箇所に法令に定める標識を付ける。

(7) 容器等の適当な箇所に法令に定める標識を付ける。

[号を加える](8) 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

記載の適正化を同行させ、保安のために必要な監督を行わせること。
８ 安全管理課長は、前項の運搬において、容器の線量当量率が法令に

８ 安全管理課長は、前項の運搬において、運搬前に容器の線量当量率

定める値を超えていないこと及び容器等の表面密度が法令に定める表が法令に定める値を超えていないこと及び容器等の表面密度が法令に

面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。ただし、第定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。た

７章第８２条第１項第１号で定める「汚染のおそれのない管理区域」

だし、第７章第８２条第１項第１号で定める「汚染のおそれのない管から移動させる場合は、表面密度についての確認を省略できる。

理区域」から移動させる場合は、表面密度についての確認を省略できる。
９ 燃料環境課長は，放射性固体廃棄物を収納した輸送容器（以下「輸原子力規制における検査制度の見直送物」という。
）を周辺監視区域外に運搬する場合は，輸送物が法令にしに伴う変更（放射性固体廃棄物の９ 燃料環境課長は、放射性固体廃棄物を周辺監視区域外へ搬出する場定められた技術基準に適合したものであることを運搬前に確認する。

周辺管理区域外（事業所外）の運搬を合には、廃止措置部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承１０ 燃料環境課長は、放射性固体廃棄物を周辺監視区域外へ搬出する[項を加える]認を得る。

行う場合の行為を追記）

場合には、廃止措置部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条の二まで及び核燃料物質等車両
運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、
表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、
表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「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）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

炉規法（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、

炉規法（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)
備考（記載の考え方）

531
100

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。

（以下、第２項～１３項 省略）（以下、第２項～１３項 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)
備考（記載の考え方）（事故由来放射性物質の降下物の影響確認）
第７５条の２ 安全管理課長は、原子炉等規制法に基づく工事計画（変（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）更）認可申請書に記載されている設備・機器等（以下、本条において「設備・機器等」という。
）について、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の降下物（以下、本条において「降下物」という。
）の影響の有無を確認する場合は、適切な測定方法により、降下物の分布調査を行う。
２ 各課長は、前項の確認の結果、理論検出限界曲線の検出限界値未満でなかった場合、設備・機器等を廃棄又は資源として有効利用しようとする際には、降下物により汚染されたものとして周辺監視区域内で適切に管理する。
（放射性液体廃棄物の管理）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第87条第3項第10号）① 省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第②放射性液体廃棄物の放出箇所、放射性液体廃棄物の放出管理目標値及び基準値を満たすための放出管理方法並びに放射性液体廃棄物の放出物
質濃度の測定項目及び頻度が定められているこ
と。

（削る）

第７６条 施設管理課長は、放射性液体廃棄物を放出する場合は、安全管理課長の管理のもと、復水器冷却水放水路より放出する。
２ 安全管理課長は、次の事項を管理する。
(1)放射性液体廃棄物の放出による復水器冷却水放水路排水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① 省略

る水中の濃度限度を超えないこと。
(2)復水器冷却水放水路排水中の放射性物質（トリチウムを除く。
）の放出量が別表７６－１に掲げる放出管理目標値を超えないように努めること。
(3)復水器冷却水放水路排水中のトリチウム放出量が別表７６－２に掲げるトリチウムの放出管理の目標値を超えないように努めること。
３ 安全管理課長は、第１項の管理のため別表７６－３に掲げる項目に

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

ついて測定を行い、その結果を施設管理課長に通知する。

532
101

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）
① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められている
こと。

（新規）

③ 平常時の環境放射線モニタリングの実施体
制（計画、実施、評価等）について定められていること。

（新規）④ ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。

③ 放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

⑤放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

（新規）⑥ 放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の事業所の外における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。

（新規）⑦ 放射性固体廃棄物の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）の実施体制が定められていること。なお、この事項は、第４の13 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)
備考（記載の考え方）（放射性気体廃棄物の管理）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第87条第3項第10号）① 気体状の放射性廃棄物の放出箇所、気体状の放射性廃棄物の放出管理目標値及び基準値を満たすための放出管理方法並びに気体状の放射性廃棄物の放出物質濃度の測定項
目及び頻度が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第87 条第３項第10号）○ 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定等の放出管理に係る設備の設置及び機能の維持の方法並びにその使用方法が定められていること。
これらの設備の機能の維持の方法については、施設全体の管理方法の一部として、第４の18 における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。また、これらの設備のうち放射線測定に係るものの使用方法については、施設全体の管理方法の一部として、第４の12 における放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関する事項と併せて定められていてもよい。

第７７条 施設管理課長は、放射性気体廃棄物を放出する場合は、安全（変更なし）（変更なし）

管理課長の管理のもと、排気筒より放出する。
２ 安全管理課長は、次の事項を管理する。
(1)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)放射性物質（希ガス）の放出量が別表７７－１に定める放出管理目
標値を超えないように努めること。
３ 安全管理課長は、第１項の管理のため別表７７－２に定める項目について測定を行い、その結果を施設管理課長に通知する。

② 省略

533
102

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）
① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められている
こと。

（新規）

③ 平常時の環境放射線モニタリングの実施体
制（計画、実施、評価等）について定められていること。

（新規）④ ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。

③ 放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

⑤放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

（新規）⑥ 放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の事業所の外における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。

（新規）⑦ 放射性固体廃棄物の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）の実施体制が定められていること。なお、この事項は、第４の13 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)
備考（記載の考え方）（放出管理用計測器の管理）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十二 放射線測定器の管理に関すること。

十二 放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関すること。

第７８条 安全管理課長は、別表７８に定める放射性廃棄物の放出管理（変更なし）（変更なし）

用計測器の機能が正常であることを確認するため、同表に定める頻度
で点検・校正を行う。
２ 安全管理課長は、別表７８に定める放射性廃棄物の放出管理用計測

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 放射線測定器の管理（研開炉規則第87 条第3 項
第12 号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法（研開炉規則第87条第３項第12 号）① 放出管理用計測器について、計測器の種類、所管箇所、数量及び点検頻度が定められていること。

① 放射線測定器（放出管理用計測器及び放射線計測器を含む。以下同じ。
）の種類、所管箇所、数量及び機能の維持の方法並びにその使用方
法（測定及び評価の方法を含む。
）が定められて
いること。

（新規）

② 放射線測定器の機能の維持の方法について

器のうち、排水モニタ及び排気筒モニタの点検・校正結果を施設管理課長に通知する。
３ 安全管理課長は、別表７８に定める放射性廃棄物の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、修理するとともに、必要に応じて代替品の補充
を行う。

534
103

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

備考（記載の考え方）

別表７８ 放出管理用計測器

別表７８ 放出管理用計測器

は、施設全体の管理方法の一部として、第４の18 における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。

分 類

種

類

試料放射能測定装
液体用

置
排水モニタ

台数

点検・校正頻度

１

１回／年

２＊１

施設定期検査毎

分 類

種

類

試料放射能測定装
液体用

置
排水モニタ

台数

点検・校正頻度

１
２＊１

第１０３条で策定

記載の適正化
（第１０３条に定める点検頻度で実施することを明確化）した
試料放射能測定装
気体用

置

１
＊１

２

１回／年
施設定期検査毎

試料放射能測定装
気体用

１

保全計画による＊１

２
排気筒モニタ

排気筒モニタ＊１：内1台は予備とし、必要台数から除く。

置＊１：内1台は予備とし、必要台数から除く。

（放出管理目標値を超えた場合の措置）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

十 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第87条第3項第10号）① 気体状の放射性廃棄物の放出箇所、気体状の放射性廃棄物の放出管理目標値及び基準値を満たすための放出管理方法並びに気体状の放射性廃棄物の放出物質濃度の測定項
目及び頻度が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 排気監視設備及び排水監視設備（研開炉規則第87 条第３項第10号）○ 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定等の放出管理に係る設備の設置及び機能の維持の方法並びにその使用方法が定められていること。
これらの設備の機能の維持の方法について
は、施設全体の管理方法の一部として、第４の18 における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。また、これらの設備のうち放射線測定に係るものの使用方法については、施設全体の管理方法の一部として、第４の12 における放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関する事項と併せて定められていてもよい。

② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放射性液体廃棄物の放出管理目標値及び基準値を満たすための放出管理方法並びに放射性液体廃棄物の放出物
質濃度の測定項目及び頻度が定められているこ
と。

（削る）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）
① 放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理
目標値を満たすための放出量の管理の方法
並びに放射性気体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
② 放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目
標値及び基準値を満たすための放出の管理

第７９条 安全管理課長は、放射性液体廃棄物又は放射性気体廃棄物中（変更なし）（変更なし）の放射性物質の放出量が、別表７６－１及び７７－１に掲げる放出管
理目標値並びに別表７６－２に掲げる放出管理の目標値のいずれかを超えた場合には、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針（平成１３年３月２９日原子力安全委員会）」を参考にして周辺公衆の線量を評価し、その結果を所長、原子炉主任技術者及び安全・品質保証部長に報告する。
２ 所長は、前項の報告を受けた場合には、周辺公衆の線量が法令に定める周辺監視区域外の線量限度を下回るよう放射性物質の放出方法の改善、設備の改善等に努める。

535
104

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 06 章_放射性廃棄物管理(第 75~80 条)

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

備考（記載の考え方）の方法並びに放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定項目及び頻度が定められている
こと。

（新規）

③ 平常時の環境放射線モニタリングの実施体
制（計画、実施、評価等）について定められていること。

（新規）④ ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。

③ 放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

⑤放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。

（新規）⑥ 放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の事業所の外における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。

（新規）⑦ 放射性固体廃棄物の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）の実施体制が定められていること。なお、この事項は、第４の13 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

（頻度の定義）（頻度の定義）

第８０条 本章でいう測定頻度及び点検・校正頻度に関する考え方は、別第８０条 本章でいう測定頻度及び点検・校正頻度に関する考え方は、別表８０のとおりとする。

表８０のとおりとする。

表８０ 頻度の考え方

表８０ 頻度の考え方
頻度

考え方

頻度

考え方

１週間に１回

月曜日を始期とする１週間に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ヶ月に１回実施。

１ヶ月に１回

毎月１日を始期とする１ヶ月に１回実施。

３ヶ月に１回

４月１日、７月１日、１０月１日、１月１日

３ヶ月に１回

４月１日、７月１日、１０月１日、１月１日を始期とする３ヶ月に１回実施。
１年に１回
常時

４月１日を始期とする１年に１回実施。
測定可能な状態において常に測定することを始期とする３ヶ月に１回実施。
１年に１回
常時

４月１日を始期とする１年に１回実施。
測定可能な状態において常に測定することを意味しており、点検時等の測定不能な期間を意味しており、点検時等の測定不能な期間

を除く。

を除く。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則

施設定期検査開始から終了までの期間に１
施設定期検査毎[削る]の改正及び点検頻度の明確化に伴[削る]

い、「施設定期検査毎」を削除）

回実施。

536
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

備考（記載の考え方）

第７章 放射線管理第７章 放射線管理

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、放射線業務従事者が受ける線量を管理することを規定）（基本方針）[条を加える]第８０条の２ 原子炉施設における放射線管理に係る保安活動は、放射線による従業員等（所員及びもんじゅに勤務する所員以外の者）の被もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）（新規）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）

ばくを、定められた限度以下であってかつ合理的に達成可能な限り低い水準に保つように実施する。

② 国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７
年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（as low as reasonably achievable。
以下「ＡＬＡＲＡ」という。
）の精神にのっとり、
放射線業務従事者が受ける線量を管理することが定められていること。

第１節 区域管理

第１節 区域管理

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）① 管理区域を明示し、管理区域を他の場所と区別するための措置を定め、管理区域の設定及び解除において実施すべき事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）① 管理区域を明示し、管理区域を他の場所と区別するための措置を定め、管理区域の設定及び解除において実施すべき事項が定められていること。

②～⑩ （省略）②～⑩ （省略）（変更なし）（管理区域の設定）
第８１条 管理区域は、別図８１－１から別図８１－７に掲げる区域と（変更なし）する。
２ 安全管理課長は、管理区域を壁、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する。
３ 安全管理課長は、一時的に管理区域を設定又は解除する場合は、安
全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。設定又は解除に当たって、安全管理課長は、目的、期間及び場所を明らかにするとともに、あらかじめ法令に定める管理区域に係る条件を満足できることを確認する。なお、元の区域に戻す際にも、安全管理課長は、あらかじめ法令に定める管理区域に係る条件を満足できることを確認し、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
４ 安全管理課長は、前項の規定にかかわらず、緊急を要する場合は、管理区域を設定することができる。設定に当たって、安全管理課長は、法令に定める管理区域に係る条件を満足できることを確認する。
５ 安全管理課長は、前項に基づき緊急に管理区域を設定した場合は、設定後、目的、期間及び場所を明らかにし、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。なお、元の区域に戻す際にも、あらかじめ法令に定める管理区域に係る条件を満足できることを確認し、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
６ 安全管理課長は、第３項から第５項に基づき、管理区域の設定又は解除を行った場合及びそれらを元の区域に戻した場合には、その旨を安全・品質保証部長に報告する。安全・品質保証部長は、廃止措置部
長に通知する。
７ 施設保全課長及び安全管理課長は、第２項の標識等について、「放射線管理要領」に従い定期的な点検を実施する。

537
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）（管理区域内における区域区分）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）① （省略）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）① （省略）② 管理区域内の区域区分について、汚染のおそれのない管理区域及びそれ以外の管理区域について表面汚染密度及び空気中の放射性物質
濃度の基準値が定められていること。

② 管理区域内の区域区分について、汚染のおそれのない管理区域及びそれ以外の管理区域について表面汚染密度及び空気中の放射性物質
濃度の基準値が定められていること。

③～⑩ （省略）③～⑩ （省略）

第８２条 安全管理課長は、管理区域を必要に応じ次のとおり区分する。 （変更なし）（変更なし）(1)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（以下「表面密度」という。
）及び空気中の放射性物質濃度が、法令に定める管理区域に係る値を超えるおそれのない区域（以下「汚染のおそれのない管理区域」という。
）。
(2)表面密度又は空気中の放射性物質濃度が、法令に定める管理区域に係る値を超える区域又は超えるおそれのある区域。

（管理区域内における特別措置）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①、②（省略）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①、②（省略）③ 管理区域のうち特別措置が必要な区域について講ずべき措置を定め、特別措置を実施する外部放射線に係る線量当量率、空気中の放射性物
質濃度及び床、壁、その他の人が触れるおそれのある物の表面汚染密度の基準が定められていること。

③ 管理区域のうち特別措置が必要な区域について講ずべき措置を定め、特別措置を実施する外部放射線に係る線量当量率、空気中の放射性物
質濃度及び床、壁、その他の人が触れるおそれのある物の表面汚染密度の基準が定められていること。

④～⑩ （省略）④～⑩ （省略）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～ ③ （省略）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～ ③ （省略）④ 管理区域への出入管理に係る措置事項が定められていること。
⑤ 管理区域から退出する場合等の表面汚染密度の基準が定められていること。

⑥～⑩ 省略④ 管理区域への出入管理に係る措置事項が定められていること。
⑤ 管理区域から退出する場合等の表面汚染密度の基準が定められていること。

⑥～⑩ 省略第８３条 安全管理課長は、管理区域のうち次の区域について、標識を設（変更なし）（変更なし）

けるほか、必要に応じて柵、施錠等により他の場所と区別する。
(1)外部放射線に係る線量当量率が１時間につき１ミリシーベルトを超える区域。
(2)空気中の放射性物質濃度若しくは床、壁その他、人の触れるおそれのある物の表面密度が、法令に定める管理区域に係る値の１０倍を超える区域又は超えるおそれのある区域。
２ 各課長は、前項の区域に立ち入る場合には、作業による線量及び作業環境に応じた作業方法を立案し、安全管理課長の承認を得る。

（管理区域への出入管理）（管理区域への出入管理）第８４条 安全管理課長は、次の管理区域に立ち入る者の区分に応じた

第８４条 安全管理課長は、次の管理区域に立ち入る者の区分に応じた

立入許可に係る事項を定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術

立入許可に係る事項を定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

者の確認を受け、所長の承認を得る。

(1)放射線業務従事者：業務上管理区域に立ち入る者。

(1)放射線業務従事者：業務上管理区域に立ち入る者。

(2)一時立入者：放射線業務従事者以外の者であって、放射線業務従(2)一時立入者：放射線業務従事者以外の者であって、放射線業務従事者の随行により管理区域に一時的に立ち入る者。
２ 安全管理課長は、前項に基づき、管理区域内に立ち入る者に対して許可を与える。
３ 安全管理課長は、前項にて許可されていない者を管理区域内に立ち入らせない措置を講ずる。

事者の随行により管理区域に一時的に立ち入る者。
２ 安全管理課長は、前項に基づき、管理区域内に立ち入る者に対して許可を与える。
３ 安全管理課長は、前項にて許可されていない者を管理区域内に立ち入らせない措置を講じる。

４ 安全管理課長は、出入管理室において、人の出入等を監視する。

４ 安全管理課長は、出入管理室において、人の出入等を監視する。

５ 施設保安課長及び安全管理課長は、前項に示す出入口以外の出入口

５ 施設保安課長及び安全管理課長は、前項に示す出入口以外の出入口には、施錠等により人がみだりに立入りできない措置を講ずる。

には、施錠等により人がみだりに立入りできない措置を講じる。

６ 安全管理課長は、管理区域を退出する者の身体及び身体に着用して６ 安全管理課長は、管理区域を退出する者の身体及び身体に着用している物の表面密度が、法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えいる物の表面密度が、法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えないための措置を講ずる。ただし、労働災害等で緊急に医療機関に搬ないための措置を講じる。ただし、労働災害等で緊急に医療機関に搬送が必要な者及び「汚染のおそれのない管理区域」を退出する者につ送が必要な者及び「汚染のおそれのない管理区域」を退出する者につ記載の適正化

記載の適正化

記載の適正化538
107

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）
いては、この限りでない。
７ 随行者は、一時立入者に対して、管理区域に立ち入る前に保安上必要な注意を与える。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

改正前後比較表

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 後
いては、この限りでない。
７ 随行者は、一時立入者に対して、管理区域に立ち入る前に保安上必要な注意を与える。

（管理区域出入者の遵守事項）（管理区域出入者の遵守事項）

第８５条 安全管理課長は、管理区域に出入する者に、以下の事項につ

第８５条 安全管理課長は、管理区域に出入する者に、以下の事項について遵守させる措置を講ずる。
(1)指定出入口を経由すること。ただし、安全管理課長の承認を得てその指示に従う場合には、この限りでない。

いて遵守させる措置を講じる。
その指示に従う場合には、この限りでない。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～ ③ （省略）⑥ 管理区域へ出入りする所員に遵守させるべき事項及びそれを遵守させるための措置が定められていること。

⑥ 管理区域へ出入りする者に遵守させるべき事
項及びそれを遵守させるための措置が定められていること。

(4)管理区域より退出する場合には、身体及び身体に着用している物(4)管理区域より退出する場合には、身体及び身体に着用している物の表面密度を検査すること。ただし、「汚染のおそれのない管理の表面密度を検査すること。ただし、「汚染のおそれのない管理⑦～⑩ （省略）⑦～⑩ （省略）

区域」を退出する者については、この限りでない。
(5)管理区域内での飲食及び喫煙を禁止すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）① ～⑦ 省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）① ～⑦ 省略⑧ 保全区域を明示し、保全区域についての管理措置が定められていること。

⑧ 保全区域を明示し、保全区域についての管理措置が定められていること。

⑨～ ⑩ 省略⑨～ ⑩ 省略(2)所定の立入許可証と個人線量測定器を着用すること。

(2)所定の立入許可証と個人線量測定器を着用すること。

(3)指定された保護衣を着用すること。ただし、汚染のおそれのない(3)指定された保護衣を着用すること。ただし、汚染のおそれのない管理区域に出入りする者又は安全管理課長の承認を得てその指管理区域に出入りする者又は安全管理課長の承認を得てその指示に従う場合は、この限りでない。

示に従う場合は、この限りでない。

区域」を退出する者については、この限りでない。
(5)管理区域内での飲食及び喫煙を禁止すること。

（保全区域）（保全区域）

第８６条 保全区域は、別図８１－１から別図８１－７に掲げる区域とす

第８６条 保全区域は、別図８１－１から別図８１－７に掲げる区域とする。

る。

２ 施設保安課長は、保全区域を標識等により区別する。

２ 施設保安課長は、保全区域を標識等により区別する。

３ 施設保安課長は、保全区域への立入制限等の措置を講ずる。

３ 施設保安課長は、保全区域への立入制限等の措置を講じる。

４ 施設保安課長は、第２項の標識等について、「放射線管理要領」に従４ 施設保安課長は、第２項の標識等について、「放射線管理要領」に従い定期的な点検を実施する。

記載の適正化(1)指定出入口を経由すること。ただし、安全管理課長の承認を得てもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～ ③ （省略）

研開炉規則 第八十七条 第３項

備考（記載の考え方）

記載の適正化

い定期的な点検を実施する。

（周辺監視区域）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

第８７条 周辺監視区域は、別図８７に掲げる区域とする。

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。

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。

２ 施設保安課長は、前項の周辺監視区域境界に、柵を設け、又は標識

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～⑧省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～⑧省略⑨ 周辺監視区域を明示し、業務上立ち入る者以外の者が周辺監視区域に立ち入らないように制限するために講ずべき措置が定められていること。

⑨ 周辺監視区域を明示し、業務上立ち入る者以外の者が周辺監視区域に立ち入らないように制限するために講ずべき措置が定められてい
ること。

⑩ 省略

⑩ 省略

（変更なし）（変更なし）を掲げることにより、業務上立ち入る者以外の者の立入りを制限する。
ただし、自然条件により当該区域に立ち入るおそれがないことが明らかな場合は、この限りでない。
３ 施設保安課長は、前項の柵及び標識について、「放射線管理要領」に従い定期的な点検を実施する。

539
108

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

第２節 被ばく管理第２節 被ばく管理

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)
備考（記載の考え方）（変更なし）（放射線業務従事者の指定等）（変更なし）

第８８条 安全管理課長は、放射線業務従事者について、指定及び解除を行う。
２ 安全管理課長は、前項の指定に際しては、全ての放射線業務従事者について、次の各号に掲げる指定要件の確認を行う。
(1)被ばく歴(2)医師が必要と認めた検査の結果(3)放射線業務従事者教育歴
３ 管理課長は、前項の確認に先立って、前項の(1)及び(2)の確認を所員について行い、安全管理課長に通知する。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）① 放射線業務従事者の受ける線量について、線量限度を超えないための措置が定められていること。

① 放射線業務従事者が受ける線量について、線量限度を超えないための措置（個人線量計の管理の方法を含む。
）が定められていること。

（新規）② 国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７
年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（as low as reasonably achievable。
以下「ＡＬＡＲＡ」という。
）の精神にのっとり、
放射線業務従事者が受ける線量を管理することが定められていること。

（線量の評価）（線量の評価）第８９条

第８９条 各課長は、管理区域内で作業を行う場合、作業内容に応じて作業計画を立案するとともに、放射線防護上必要な措置を講じること

安全管理課長は、所員の放射線業務従事者の実効線量及び等価線量

で放射線業務従事者の線量低減に努める。

を別表８９に定める項目、頻度に基づき評価し、法令に定める線量限２ 安全管理課長は、所員の放射線業務従事者の実効線量及び等価線量度を超えていないことを確認する。
２ 安全管理課長は、前項の結果を本人及び所属課長に通知するとともに、所長及び各部長に報告する。

を別表８９に定める項目、頻度に基づき評価し、法令に定める線量限度を超えていないことを確認する。
３ 安全管理課長は、前項の結果を本人及び所属課長に通知するとともに、所長及び各部長に報告する。

（線量の管理目標値）（線量の管理目標値）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

第９０条 安全管理課長は、所員の放射線業務従事者に係る管理目標値

第９０条 安全管理課長は、所員の放射線業務従事者に係る管理目標値

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。

２ 各課長は、前項の管理目標値を超えないよう努める。

２ 各課長は、前項の管理目標値を超えないよう努める。

３ 各課長は、第１項の管理目標値を超えるおそれのある場合は、必要

３ 各課長は、第１項の管理目標値を超えるおそれのある場合は、必要に応じ、作業方法の改善、設備の改善、作業制限、配置転換、就業制に応じ、作業方法の改善、設備の改善、作業制限、配置転換、就業制限等の措置を講ずる。

限等の措置を講じる。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）① 放射線業務従事者の受ける線量について、線量限度を超えないための措置が定められていること。

① 放射線業務従事者が受ける線量について、線量限度を超えないための措置（個人線量計の管理の方法を含む。
）が定められていること。

を定め、安全・品質保証部長に報告し、各課長に通知する。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、放射線業務従事者が受ける線量を管理することを規定）

を定め、安全・品質保証部長に報告し、各課長に通知する。

記載の適正化540
109

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）（管理区域内での作業）
第９１条 各課長は、管理区域内で作業を行う場合には、作業による線（変更なし）（変更なし）

量及び作業環境に応じた作業方法を立案する。
２ 各課長は、前項の作業方法を立案した場合には、安全管理課長の放射線防護に関する確認を受ける。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）③ 管理区域内の床、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物の表面の放射性物質の密度の測定について定められていること。また、研開炉規則第73条に基づく、床、壁等の除染を実施すべき表
面汚染密度の明確な基準が定められていること。

④ 研開炉規則第73条に基づく床、壁等の除染を実施すべき表面汚染密度の明確な基準が定められていること。

⑤ その他放射性物質による汚染確認後の汚染拡大防止及び汚染の除去の措置が定められていること。

⑧ その他放射性物質による汚染確認後の汚染拡大防止及び汚染の除去の措置が定められていること。

（床、壁等の除染）（床、壁等の除染）第９２条 各課長は、管理区域に関する法令に定める表面密度を超える

第９２条 各課長は、管理区域に関する法令に定める表面密度を超えるような予期しない汚染を床、壁、身体等に発生させた場合又は発見しような予期しない汚染を床、壁、身体等に発生させた場合又は発見した場合は、安全管理課長に連絡するとともに、区画等の応急措置を講た場合は、安全管理課長に連絡するとともに、区画等の応急措置を講
じる。

ずる。

記載の適正化

２ 前項の場合、汚染箇所に係わる作業を所管する課長は、汚染状況に

２ 前項の場合、汚染箇所に係わる作業を所管する課長は、汚染状況について安全管理課長の確認を受けた上で、その協力を得ながら汚染のついて安全管理課長の確認を受けた上で、その協力を得ながら汚染の除去等、放射線防護上必要な措置を講ずる。

除去等、放射線防護上必要な措置を講じる。

記載の適正化

３ 前項の作業を所管する課長は、第１項及び前項の措置結果について、 ３ 前項の作業を所管する課長は、第１項及び前項の措置結果について、安全管理課長の確認を受ける。

安全管理課長の確認を受ける。

第３節 線量当量率等の測定

第３節 線量当量率等の測定

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）③ 管理区域内の床、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物の表面の放射性物質の密度の測定について定められていること。また、研開炉規則第73条に基づく、床、壁等の除染を実施すべき表
面汚染密度の明確な基準が定められていること。

④ 研開炉規則第73条に基づく床、壁等の除染を実施すべき表面汚染密度の明確な基準が定められていること。

④ 管理区域及び周辺監視区域境界付近における線量等の測定に関する事項が定められている
こと。

⑤ 管理区域及び周辺監視区域境界付近における線量等の測定に関する事項が定められていること。

（変更なし）（線量当量率等の測定）
第９３条 安全管理課長は、管理区域内、管理区域境界及び周辺監視区（変更なし）

域境界付近（周辺監視区域境界付近における測定場所は、別図９３に定める。
）における外部放射線に係る線量当量率等、別表９３に定める測定項目について測定する。
２ 安全管理課長は、前項の測定により、異常が認められた場合は、直ちに、その原因を調査し異常の除去に努めるとともに、所長、原子炉主任技術者及び安全・品質保証部長に報告する。

541
110

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

備考（記載の考え方）（平常時の環境放射線モニタリング）[条を加える]

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）

（新規）

第９３条の２ 安全･品質保証室長は、周辺環境への放射性物質の影響を確認するため、平常時の環境放射線モニタリングの計画を立案し、そ原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（平常時の環境放射線
モニタリングの実施体制（計画、実施、評価等）について規定）の計画に基づき測定を行い評価する。

③ 平常時の環境放射線モニタリングの実施体
制（計画、実施、評価等）について定められていること。

（放射線計測器類の管理）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十二 放射線測定器の管理に関すること。

十二 放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関すること。

第９４条 安全管理課長は、別表９４に定める放射線計測器類の機能が（変更なし）（変更なし）

正常であることを確認するため、同表に定める頻度で点検・校正を行う。
２ 安全管理課長は、別表９４に定める放射線計測器類のうち、固定放もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
13 放射線測定器の管理（研開炉規則第87 条第3 項
第12 号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法（研開炉規則第87条第３項第12 号）② 放射線計測器について、計測器の種類、所管箇所、数量及び点検頻度が定められていること。

（削る）

射線監視用計測器の点検・校正結果について安全・品質保証部長に報告するとともに、施設管理課長に通知する。
３ 安全管理課長は、別表９４に定める放射線計測器類について、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
合には、修理するとともに、必要に応じて代替品を補充する。

別表９４ 放射線計測器類
分類

種

別表９４ 放射線計測器類

類

台数

ホールボディカウンタ
体表面モニタ

点検・校正

分

類

台数

１

ホールボディカウンタ

１２

体表面モニタ

２

頻度

類

６

放射線管理用計測 汚染測定用サーベイメータ ２器

試料放射能測定装置

１回／年

１

６

５

ダストサンプラ４０

ダストサンプラ４０

アラームメータ１

アラームメータ

１

積算型線量計測定装置

中性子線エリアモニタ

４９

モニタリングポスト
モニタリングカー取付モニ
環境放射能用計測タ

固定放射線監視用

５

計測器

器

メータ

中性子サーベイメータ

ガンマ線エリアモニタ

頻度第１０３条で放射線管理用計測 汚染測定用サーベイメータ ２ 策定した保全
１器
試料放射能測定装置
計画による
５
中性子サーベイメータ

積算型線量計測定装置
固定放射線監視用

点検・校正

線量当量率測定用サーベイ ４

線量当量率測定用サーベイ ４
メータ

種

記載の適正化
（第１０３条に定める点検頻度で実施することを明確化）

４

施設定期検査１

積算型線量計測定装置

１４９

中性子線エリアモニタ

５

モニタリングポスト

４

計測器

毎

モニタリングカー取付モニ４

試料放射能測定装置

ガンマ線エリアモニタ

環境放射能用計測 タ
１回／年

器

４

試料放射能測定装置

１

積算型線量計測定装置

１

542
111

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）（防護具類の管理）第９５条 安全管理課長は、別表９５に掲げる防護具類を点検し、常に（変更なし）（変更なし）

使用可能な状態に整備しておく。
第４節 物品移動の管理

第４節 物品移動の管理

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項（管理区域外への移動）（管理区域外への移動）

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。

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。

第９６条 安全管理課長は、管理区域から管理区域外へ搬出される物品

第９６条 安全管理課長は、管理区域から管理区域外へ搬出される物品

又は管理区域内で汚染のおそれのない管理区域に移動する場合、同物又は管理区域内で汚染のおそれのない管理区域に移動する場合、同物品の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていな

品の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていな

いことを確認する。ただし、「汚染のおそれのない管理区域」から管理いことを確認する。ただし、「汚染のおそれのない管理区域」から管理

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）①～⑥ 省略

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87 条第３項第９号）①～⑥ 省略⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等を搬出及び運搬する際に講ずべき措置が定められていること。

⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等の搬出及び運搬をする際に講ずべき事項が定められていること。

⑧～⑩ 省略⑧～⑩ 省略

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
12 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（研開炉規則第87条第3項第11号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
11 線量、線量当量、汚染の除去等（研開炉規則第87条第３項第11号）② 管理区域から物品又は核燃料物質等を移動する際の表面の放射性物質の密度の測定に関することが定められていること。

③ 管理区域内で汚染のおそれのない区域に物品又は核燃料物質等を移動する際に講ずべき事
項が定められていること。

区域外へ持ち出される場合においてはこの限りでない。
２ 各課長は、管理区域内の物品を表面密度の基準の高い区域から低い区域へ搬出する場合には、当該区域の出入口で汚染拡大防止の措置を区域へ搬出する場合には、当該区域の出入口で汚染拡大防止の措置を

講ずる。

講じる。

３ 各課長は、管理区域外へ核燃料物質等（新燃料、使用済燃料及び放３ 各課長は、管理区域外へ核燃料物質等（新燃料、使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く。以下同じ。
）を運搬する場合は、汚染の広がり

射性固体廃棄物を除く。以下同じ。
）を運搬する場合は、汚染の広がりの防止、遮蔽等の措置を講ずる。

の防止、遮蔽等の措置を講じる。

[項を加える]
４ 安全管理課長は、核燃料物質等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。
５ 各課長は、核燃料物質によって汚染されたものを周辺監視区域内で運搬する場合には、法令に定める運搬に関する事項を遵守する。

記載の適正化

記載の適正化

４ 各課長は、管理区域外に核燃料物質等（新燃料、使用済燃料及び放原子力規制における検査制度の見直射性固体廃棄物を除く。以下同じ。
）を運搬する場合は、第７５条第７

しに伴う変更（管理区域外への運搬項を準用する。

前の遵守事項について、第７５条第５ 安全管理課長は、核燃料物質等の線量当量率が法令に定める値を超７項を準用する旨を記載）

えていないこと及び表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。
６ 各課長は、核燃料物質によって汚染されたものを周辺監視区域内で運搬する場合には、法令に定める運搬に関する事項を遵守する。

研開炉規則 第八十三条

研開炉規則 第八十三条（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じなければならない。

（工場又は事業所において行われる運搬）第八十三条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行われる核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物（以下この条において「核燃料物質等」という。
）の運搬に関し、次に掲げる措置を講じ、運搬前にこれらの措置の実施状況を確認しなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合

一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が臨界に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によって汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。
）であって放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める障害防止のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によって汚染された物であって大型機
械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の承認を受けた障害防止のための措置を講じて運搬する場合

区域外へ持ち出される場合においてはこの限りでない。
２ 各課長は、管理区域内の物品を表面密度の基準の高い区域から低い

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112

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

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十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条まで及び核燃料物質等車両運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

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十センチメー
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（第二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一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七十三条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うこと。
六 核燃料物質等は、同一の運搬機器に原子力規制委員会の定める危険物と混載しないこと。
七 運搬物の運搬経路においては、標識の設置、見張人の配置等の方法により、運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
八 車両により運搬物を運搬する場合は、当該車両を徐行させるとともに、運搬行程が長い場合にあっては、保安のため他の車両を伴走させること。
九 核燃料物質等の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者を同行させ、保安のため必要な監督を行わせること。
十 運搬物（コンテナ（運搬途中において運搬する物自体の積替えを要せずに運搬するために作られた運搬機器であって、反復使用に耐える構造及び強度を有し、かつ、機械による積込み及び取卸しのための装置又は車両に固定するための装置を有するものをいう。
）に収納された運搬物にあっては、当該コンテナ）及びこれらを運搬する車両の適当な箇所に原子力規制委員会の定める標識を取り付けること。
２ 前項の場合において、特別の理由により同項第三号及び第四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 第一項第二号から第四号まで及び第七号から第十号までの規定は、管理区域内において行う運搬については、適用しない。
４ 第一項の規定は、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（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条から第十七条の二まで及び核燃料物質等車両
運搬規則（昭和五十三年運輸省令第七十二号）第三条から第十九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。

運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、
表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運運用ガイド P.25 IX. 運搬、貯蔵及び廃棄
IX. 運搬、貯蔵及び廃棄運搬や廃棄については、表１で記載している規則の条
項では事業所内での活動を規定しているが、原子力事業者等に対しては、
法第５８条及び第５９条の規定に基づき、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和５３年総理府令第５６号）」
及び「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表
改 正 後

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)
備考（記載の考え方）

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113

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

搬に関する規則（昭和５３年総理府令第５７号）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、
表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

搬に関する規則（昭和５３年総理府令第５７号）」において事業所外での運搬、廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する措置を求めており、これらの規則の条項で定めている措置の実施と、その実施状況の確認を行う必要がある。そのうち、事業所外運搬における発送前確認としては、表６に示す事項が含まれている必要がある。
貯蔵又は運搬及び廃棄の過程における一時保管等においては、臨界防止、被ばく低減等の措置を確実にするとともに、紛失、散逸等のないように適切に管理する必要がある。
これらの活動についても、
品質マネジメントシステムに基づき管理が必要であり、記録等の保管を含めて対応する必要がある。
また、放射性廃棄物の廃棄について、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ： as low
as reasonably achievable）の精神にのっとり、排気、排水等を管理する必要がある。

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

十五 放射性廃棄物の廃棄に関すること。

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
16 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87条第3項第15号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
14 放射性廃棄物の廃棄（研開炉規則第87 条第３項
第14号）

（新規）

⑥ 放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の事業所の外における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。

（新規）⑦ 放射性固体廃棄物の事業所の外への運搬に関する行為（事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）の実施体制が定められていること。なお、この事項は、第４の13 における運搬に関する事項と併せて定められていて
もよい。

炉規法
（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改正前後比較表

第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）（周辺監視区域外への持ち出し）（周辺監視区域外への持ち出し）

第９７条

第９７条 各課長は、核燃料物質等を収納した輸送容器（以下「輸送物」 原子力規制における検査制度の見直各課長は、核燃料物質等を周辺監視区域外へ搬出する場合は、所管部長
及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

という。
）を周辺監視区域外に運搬する場合は、輸送物が法令に定めらしに伴う変更（周辺管理区域外（事業れた技術基準に適合したものであることを事前に確認する。

所外）の運搬を行う場合の行為を追記）

２ 各課長は、核燃料物質等を周辺監視区域外へ搬出する場合は、所管部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

炉規法（運搬に関する確認等）
第五十九条 原子力事業者等（原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下この条において同じ。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（船舶又は航空機により運搬する場合を除く。）においては、運搬する物に関しては原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、国土交通省令）で定める技術上の基準に従つて保安のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、
保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

置）を講じなければならない。

置）を講じなければならない。

（以下、第２項～１３項 省略）（以下、第２項～１３項 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

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５６号）（車両運搬により運搬する物に係る技術上の基準）
第二条 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第五十九条第一項の原子力規制委員会規則で定める技術上の基準（車両運
搬により運搬する物に係るものに限る。
）は、次条から第十五条までに定めるものとする。
（以下、 省略）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前（第３１次：令和元年１２月２３日）

改 正 後

第５節 健康管理第５節 健康管理第 07 章_放射線管理(第 81～101 条)
備考（記載の考え方）（変更なし）（健康診断）
第９８条 管理課長は、所員の放射線業務従事者に対して健康診断を実（変更なし）

施するとともに、その結果を当該所員に通知する。

（就業上の措置等）（就業上の措置等）

第９９条 管理課長は、個人被ばく管理記録及び第９８条の健康診断に第９９条 管理課長は、個人被ばく管理記録及び第９８条の健康診断による医師の勧告等を考慮し、必要のある場合には、当該所員に対し保よる医師の勧告等を考慮し、必要のある場合には、当該所員に対し保健指導を行う。

健指導を行う。

２ 各課長は、前項に係る作業制限、配置転換、就業制限等の措置を講ずる。

２ 各課長は、前項に係る作業制限、配置転換、就業制限等の措置を講じる。

第６節 協力会社の保安措置

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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。

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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
10 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
９ 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等（研開炉規則第87条第3項第9号）① ～⑨ （省略）⑩ 協力企業に対して遵守させる放射線防護上の必要事項及びそれを遵守させるための措置が定められていること。

① ～⑨ （省略）⑩ 役務を供給する事業者に対して遵守させる放射線防護上の必要事項及びこれを遵守させるための措置が定められていること。

記載の適正化
第６節 協力会社の保安措置（協力会社の放射線防護）（協力会社の放射線防護）第１００条 安全管理課長は、管理区域内の作業を協力会社（原子炉施第１００条 安全管理課長は、管理区域内の作業を協力会社（原子炉施設に関する作業を行う機構以外の会社をいう。
）が行うに当たっては、設に関する作業を行う機構以外の会社をいう。
）が行うに当たっては、

以下の放射線防護の必要事項を定め、安全・品質保証部長及び原子炉

以下の放射線防護の必要事項を定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

(1) 管理区域出入者の遵守事項(1) 管理区域出入者の遵守事項(2) 放射線業務従事者の指定等(2) 放射線業務従事者の指定等(3) 線量の評価(3) 線量の評価(4) 線量の管理目標値(4) 線量の管理目標値(5) 管理区域内での作業(5) 管理区域内での作業(6) 床、壁等の除染
２ 各課長は、管理区域内で所管作業を行う協力会社に対して、前項に定めた必要事項を遵守させるための措置を講ずる。

(6) 床、壁等の除染
２ 各課長は、管理区域内で所管作業を行う協力会社に対して、前項に定めた必要事項を遵守させるための措置を講じる。

（頻度の定義）
第１０１条 本章でいう測定頻度及び点検・校正頻度に関する考え方は、 （変更なし）
別表８０のとおりとする。

記載の適正化（変更なし）

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。
）。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
23 発電用原子炉施設の保守管理（研開炉規則第87条第3 項第23 号）①「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する
規則第11 条第1 項及び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 条第1 項に掲げる保守管理について（内規）」（平成20･12･22原院第3 号（平成20 年12 月26 日原子力安全・保安院制
定））において認められたJEAC4209-2007 又はそれと同等の規格に基づく保守管理の実
施方法が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 発電用原子炉施設の施設管理（研開炉規則第87条第３項第19号）① 施設管理方針、施設管理の目標及び施設管理の実施に関する計画の策定並びにこれらの評価及び改善について、「原子力事業者等における保安のための措置に係る運用ガイド」（番号（令和 年 月 日原子力規制委員会
決定））を参考として定められていること（廃止措置計画の認可後に安全機能を維持する
必要のある施設の施設管理を含む。
）。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前
第８章

② 日常の保安活動の評価を踏まえ、発電用原子炉施設の保守管理に関することについて、適切な内容が定められていること。

② 使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することが定められていること。

③ 予防保全を目的とした保全作業について、やむを得ず保全作業を行う場合には、法令に基づく点検及び補修、事故又は故障の再発防止対策の水平展開として実施する点検及び補修等に限ることが定められていること。

[削る]④ 保守管理には、溶接事業者検査の実施に関することが含まれていること。

[削る]

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十六 廃止措置の管理に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十ニ 廃止措置の管理に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
26 廃止措置の管理（研開炉規則第87 条第3項第26号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
21 廃止措置の管理（研開炉規則第87 条第３項第22 号）② 廃止措置期間中の発電用原子炉施設において施設の保全のために行う点検、試験、検査、補修、取替え、改造等の保守管理における必要な手順が定められていること。

② 廃止措置期間中の発電用原子炉施設において施設の保全のために行う点検、試験、検査、補修、取替え、改造等の保守管理における必要な手順が定められていること。

改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後
第８章

保守管理

施設管理

第１０２条 （削除）（変更なし）（保守管理計画）（施設管理計画）

第１０３条 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第１０３条 廃止措置計画の認可において、「研究開発段階発電用原子る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、炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」を含む要求事項への適改造その他必要な措置（以下「保守管理」という。
）を実施するに当合性を維持し、原子炉施設の安全を確保するため、その性能を維持すたり「原子力発電所の保守管理規程（JEAC4209-2007）」に従うことをべきものとされる原子炉施設に対して、以下の施設管理計画を定め基本とし、次のとおり保守管理計画を定める。

る。

備考（記載の考え方）
原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの廃止措置段階における保安規定の認可の審査に関する考え方（以下、もんじゅの保安規定審査の考え方という。
）並びに原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド（以下、保安措置運用ガイドという。
）の反映）

原子力規制における検査制度の見直に伴う変更（研究開発段階炉規則及びもんじゅの保安規定審査の考え方
並びに保安措置運用ガイドの反映）

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉の運転中及び運転停止中における発電用原子炉施設の保全のために行う点検、試験、検査、補修、取替え、改造その他の必要な措置（以下「保守管理」という。
）
に関し、発電用原子炉ごとに、次に掲げる措置を講じなければならない。

研開炉規則 第七十六条 第一項
法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、発電用原子炉施設の保全のために行う設計、工事、巡視、点検検査その他の施設の管理（以下「施設管理」という。
）に関し、発電用原子炉ごとに、次に掲げる措置を講じなければならない。

運用ガイド VI. 施設管理なし

研開炉規則 第七十六条 第一項
一 法第四十三条の三の五第一項の許可若しくは法第四十三条の三の八第一項の変更の許可に係る申請書若しくは法第六十二条の二第一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、法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けた場合は、この限りでない。

運用ガイド VI. 施設管理なし

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

運用ガイド VI. 施設管理
１．施設管理における各種活動（第１項）
原子力施設が許可を受けたところによるものであり、かつ、技術基準に適合する性能を有するように、設置し、維持するため、原子力事業者等は施設の保全のために構築物、系統、機器等の状態を把握する
各種の保安活動を実施する必要があり、当該保安活動を各原子力施設の事業規則において「施設管理」を意味している。施設管理には、「設計」、「工事」のほか、施設の状況を日常的に確認する「巡視」、設備等の劣化進展等の状態を把握するとともに正常な状態に保つための計画的な手入れ、潤滑油取替、部品交換等を含めた「点検」、設備等が所定の機能を有しているかを確認する「試験」、要求事項に適合しているかどうかを判定する「検査」などが含まれる。
施設管理に係る保安活動は相互に関連するものであり、それぞれに連携を図って実施していく必要がある。特に、その基礎となるものとして、要求事項と設計情報の関係性を整理した資料や設備等の実態が確認できる資料（以下「設備図書」という。）の整備が重要である。

研開炉規則 第七十六条 第一項
一 発電用原子炉施設が法第四十三条の三の五第一項又は第四十三条の三の八第一項の許可を受けたところによるものであり、かつ、技術基準に適合する性能を有するよう、これを設置し、及び維持するため、施設管理に関する方針(以下この条及び第百八条第二項第三号において「施設管理方針」という。)を定めること。ただし、法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けた場合
は、この限りでない。

運用ガイド VI. 施設管理
なし

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。
）。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
23 発電用原子炉施設の保守管理（研開炉規則第87条第3 項第23 号）①「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する
規則第11 条第1 項及び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 条第1 項に掲げる保守管理について（内規）」（平成20･12･22原院第3 号（平成20 年12 月26 日原子力安全・保安院制
定））において認められたJEAC4209-2007 又はそれと同等の規格に基づく保守管理の実
施方法が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 発電用原子炉施設の施設管理（研開炉規則第87条第３項第19号）① 施設管理方針、施設管理の目標及び施設管理の実施に関する計画の策定並びにこれらの評価及び改善について、「原子力事業者等における保安のための措置に係る運用ガイド」（番号（令和 年 月 日原子力規制委員会
決定））を参考として定められていること（廃止措置計画の認可後に安全機能を維持する
必要のある施設の施設管理を含む。
）。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前
1.定義

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後
[項目を削る]

本保守管理計画における用語の定義は「原子力発電所の保守管理規程（JEAC4209-2007）」に従うものとする。
（以下、本章において同じ。
）

備考（記載の考え方）
原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考え方並びに保安措置運用ガイドの反
映）

他省略
他 省略

2.保守管理の実施方針及び保守管理目標
研開炉規則 第七十六条 第一項
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（次条第一項から第三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

研開炉規則 第七十六条 第一項
五 施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画を、それぞれ次に掲げる期間ごとに評価すること（次条第一項から第三項までに規定する措置を除く。）(1) 理事長は、原子炉施設の安全確保を最優先として、保守管理の継続的な改善を図るため、保守管理の現状等を踏まえ、保守管理の実施方針を設定する。また、12.保守管理の有効性評価の結果、及び保守管理を行う観点から特別な状態（7.3 参照）を踏まえ保守管理の実施方針の見直しを行う。

イ 施設管理方針及び施設管理目標にあっては、一定期間ロ 施設管理実施計画にあっては、前号イに規定する期間

運用ガイド VI. 施設管理
５．施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画の評価及び反映（第１項第５号及び第６号）
施設管理方針及び施設管理目標の評価については、施設管理の全体の実施状況を踏まえて、管理体制等の改善を検討する必要がある。
施設管理実施計画の評価については、４．ア．の計画の期間ごとに施設管理に係る保安活動の実施状況を評価し、その後の施設管理に係る保安活動がより効果的かつ適切に実施されるよう、計画を改善していくことが必要である。
特に、施設管理目標及び施設管理実施計画については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも
以下の項目について最新の情報を収集して評価
し、設備等の信頼性を向上させるよう検討する必要がある。その際には、点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違の有無等を全体的に確認し、今後の点検等において想定すべき事項として経年劣化の傾向等を評価することが必要である。
i. 施設管理目標の監視結果
ii. 保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績
iii.トラブル等の経験その他の運転経験

設管理の実施方針の見直しを行う。

(2) 所長は、保守管理の実施方針に基づき、保守管理の改善を図る(2) 所長は、施設管理の実施方針に基づき、施設管理の改善を図る

ため、原子炉施設の安全確保を最優先とした保守管理目標を設定

ため、原子炉施設の安全確保を最優先とした施設管理目標を設定する。また、12.保守管理の有効性評価の結果、及び保守管理を行する。また、11．施設管理の有効性評価の結果、及び施設管理をう観点から特別な状態（7.3 参照）を踏まえ保守管理目標の見直行う観点から特別な状態（6．3 参照）を踏まえ施設管理目標の見しを行う。
運用ガイド VI. 施設管理なし

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則(1) 理事長は、原子炉施設の安全確保を最優先として、施設管理の及びもんじゅの保安規定審査の考え
継続的な改善を図るため、施設管理の現状等を踏まえ、施設管理 方並びに保安措置運用ガイドの反の実施方針を設定する。また、11．施設管理の有効性評価の結果、 映）及び施設管理を行う観点から特別な状態（6．3 参照）を踏まえ施

1．施設管理の実施方針及び施設管理目標(3) 廃止措置部長は、安全・品質保証部長と協議の上、年度ごとに直しを行う。
(3) 廃止措置部長は、安全・品質保証部長と協議の上、年度ごとに1 回以上、保守管理目標に基づく活動状況を確認するとともに、

1 回以上、施設管理目標に基づく活動状況を確認するとともに、課題の把握及び改善を図り、所長に報告する。

課題の把握及び改善を図り、所長に報告する。

549
118

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
iv. 高経年化技術評価、安全性向上評価及び定期
安全レビューの結果（該当する場合）
v. 他の原子力施設のトラブル及び経年劣化傾向に係るデータvi. リスク情報及び科学的知見

改 正 前

3.保全プログラムの策定
研開炉規則 第七十六条 第一項
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。

運用ガイド VI. 施設管理なし

研開炉規則 第七十六条 第一項
六 前号の評価を実施する都度、速やかに、その結果を施設管理方針、施設管理目標又は施設管理実施計画に反映すること。

改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

2．保全プログラムの策定

所長は、2.保守管理目標達成のため、4.より 11.からなる保全プロ

所長は、1．施設管理目標達成のため、3．より 10．からなる保全グラムを策定する。また、12.保守管理の有効性評価の結果、及び保プログラムを策定する。また、11.施設管理の有効性評価の結果、及守管理を行う観点から特別な状態（7.3 参照）を踏まえ保全プログラ

び施設管理を行う観点から特別な状態（6．3 参照）を踏まえ保全プ

ムの見直しを行う。

ログラムの見直しを行う。

備考（記載の考え方）

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考え方並びに保安措置運用ガイドの反映）

運用ガイド VI. 施設管理
５．施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画の評価及び反映（第１項第５号及び第６号）
施設管理方針及び施設管理目標の評価については、施設管理の全体の実施状況を踏まえて、管理体制等の改善を検討する必要がある。
施設管理実施計画の評価については、４．ア．の計画の期間ごとに施設管理に係る保安活動の実施状況を評価し、その後の施設管理に係る保安活動がより効果的かつ適切に実施されるよう、計画を改善していくことが必要である。
特に、施設管理目標及び施設管理実施計画については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも
以下の項目について最新の情報を収集して評価
し、設備等の信頼性を向上させるよう検討する必要がある。その際には、点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違の有無等を全体的に確認し、今後の点検等において想定すべき事項として経年劣化の傾向等を評価することが必要である。
i. 施設管理目標の監視結果
ii. 保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績
iii.トラブル等の経験その他の運転経験
iv. 高経年化技術評価、安全性向上評価及び定期
安全レビューの結果（該当する場合）
v. 他の原子力施設のトラブル及び経年劣化傾向に係るデータvi. リスク情報及び科学的知見

4.保全対象範囲の策定

3．保全対象範囲の策定(1) 計画管理課長は、原子炉施設の中から保全を行うべき対象範囲(1) 計画管理課長は、原子炉施設の中から保全を行うべき対象範囲

として、廃止措置計画第 6-1 表に示した性能維持施設の維持すべとして、廃止措置計画第 6-1 表に示した性能維持施設の維持すべき機能に基づき維持すべき原子炉施設及びその他自ら定める設

き機能に基づき維持すべき原子炉施設及びその他自ら定める設備備のリストを作成し、安全・品質保証部長、廃止措置部長及び原のリストを作成し、安全・品質保証部長、廃止措置部長及び原子炉

子炉主任技術者の確認を得た後、所長の承認を得る。

主任技術者の確認を得た後、所長の承認を得る。

なお、保全対象範囲のうち、維持すべき原子炉施設を別表１０３に示す。

なお、保全対象範囲のうち、維持すべき原子炉施設を別表１０３に示す。

また、別表１０３に示す電源供給設備、がれき撤去設備、火災

また、別表１０３に示す電源供給設備、がれき撤去設備、火災対対応設備は、本条の規定によらず、第２４条の２に基づき性能を応設備は、本条の規定によらず、第２４条の２に基づき、炉心燃料維持し、別表１０３に示す炉心燃料集合体、ブランケット燃料集

集合体、ブランケット燃料集合体、主炉停止系調整棒、後備炉停止

合体、主炉停止系調整棒、後備炉停止棒、中性子源集合体、中性棒、中性子源集合体、中性子しゃへい体及びサーベイランス集合

子しゃへい体及びサーベイランス集合体、固定吸収体は本条の規体、固定吸収体は本条の規定によらず第５章燃料管理に基づき、事緊急時対策所の通信設備に関する性

550
119

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）【自主改善（法令要求ではない）】
・緊急対策所の通信設備に関する性能維持の保安規定条
文を明確化した。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

定によらず第５章燃料管理に基づき性能を維持する。

運用ガイド VI. 施設管理なし

研開炉規則 第七十六条 第一項
三 第一号又は前号の規定により定められた施設管理方針に従って達成すべき施設管理の目標（第一号の規定により定められた施設管理方針に係る施設管理目標にあっては、発電用原子炉及び施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める目標を含む。以下この項において「施設管理目標」という。）を定めること。

運用ガイド VI. 施設管理
３．施設管理目標（第１項第３号）
施設管理方針に従って実施する施設管理に係る保安活動について、その達成状況を明確にして施設管理の有効性を監視し、及び評価するため、プラントレ
ベルの指標（原子力施設全体の保全が確保されているかを監視し、評価するための指標）、施設管理の重要度が高い系統※２の系統レベルの指標を設定し、指標ごとの具体的な目標値を定める必要がある。
なお、系統レベルの指標を設定しない系統については、プラントレベルの指標によって施設管理の有効性を監視し、及び評価することをもって足りる。
施設管理目標は、主に運転段階の原子力施設における維持管理の有効性として、原子力施設の機能維持の状態を示す指標を念頭に置いているが、設計建設段階においては工程管理の中で達成すべき機能確保の状況を監視するなど、施設状況に応じて創意工夫が図られるべきものである。
※２ 「施設管理の重要度が高い系統」とは、要求される機能を確保する上で施設管理の果たす役割の程度の高い系統が該当するものとする。実用炉施設においては、①重要度分類
指針においてクラス１及びクラス２に分類される機能を要する系統、及び②技術基準において重大事故等クラス１から重大事故等クラス３までに分類される機能を要する系統を原則とする。ただし、確率論的リスク評価から得られるリスク情報及び運転経験等を考慮して、具体的な個別の機器等、系統に対して、要求される機能を確保する上で施設管理の果たす役
割の程度を検討し、原子力施設ごとに定めることができる。

研開炉規則 第七十六条 第一項
三 第一号又は前号の規定により定められた施設管理方針に従って達成すべき施設管理の目標（第一号の規定により定められた施設管理方針に係る施設管理目標にあっては、発電用原子炉及び施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める目標を含む。以下この項において「施設管改 正 後務管理建物（緊急時対策所）の通信設備は、本条の規定によらず第備考（記載の考え方）
能維持の保安規定条文の明確化

計画管理課長は、4.の保全対象範囲について系統ごとの範囲と機(2) 計画管理課長は、廃止措置の進捗により保全対象範囲を変更する
場合、(1)にて定めたリストを変更し、安全・品質保証部長、廃止措
置部長及び原子炉主任技術者の確認を得た後、所長の承認を得る。
4．施設管理の重要度の設定

原子力規制における検査制度の見直計画管理課長は、3．の保全対象範囲について系統ごとの範囲と機能しに伴う変更（研究開発段階炉規則

能を明確にした上で、構築物、系統及び機器の保全重要度を設定すを明確にした上で、構築物、系統及び機器の施設管理の重要度として、 及びもんじゅの保安規定審査の考える。

点検に用いる重要度（以下「保全重要度」という。
）と設計及び工事に方並びに保安措置運用ガイドの反用いる重要度を設定する。

映）(1) 系統の保全重要度は、原子炉施設の安全性を確保するため安全(1) 系統の保全重要度は、原子炉施設の安全性を確保するため安全機能の重要度分類を参考に、廃止措置期間中における維持機能を機能の重要度分類を参考に、廃止措置期間中における維持機能を考慮して設定する。

考慮して設定する。

(2) 機器の保全重要度は、当該機器が属する系統の保全重要度と整(2) 機器の保全重要度は、当該機器が属する系統の保全重要度と整合するよう設定する。なお、機器が故障した場合の系統機能への合するよう設定する。なお、機器が故障した場合の系統機能への影影響を考慮することができる。

響を考慮することができる。

(3) 構築物の保全重要度は、(1)又は(2)に基づき設定する。

(3) 構築物の保全重要度は、(1)又は(2)に基づき設定する。

[号を加える](4) 設計及び工事に用いる重要度は、原子炉施設の安全性を確保す
るため、「品質に係る重要度の管理要領」に従い、廃止措置期間中における維持機能を考慮して設定する。

[号を加える]

6.保全活動管理指標の設定、監視計画の策定及び監視
研開炉規則 第七十六条 第一項
三 第一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（第一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。
）を第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

１０７条に基づき性能を維持する。
(2) 計画管理課長は、廃止措置の進捗により保全対象範囲を変更する
場合、(1)にて定めたリストを変更し、安全・品質保証部長、廃止措
置部長及び原子炉主任技術者の確認を得た後、所長の承認を得る。
5.保全重要度の設定

研開炉規則 第七十六条 第一項
三 第一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（第一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。

改正前後比較表

(5) 次項以降の保全活動は重要度に応じた管理を行う。

5．保全活動管理指標の設定、監視計画の策定及び監視(1) 計画管理課長は、保全の有効性を監視及び評価するために 5.の(1) 計画管理課長は、保全の有効性を監視及び評価するために 4．の保全重要度を踏まえ、「系統レベル」の保全活動管理指標を設定す

施設管理の重要度を踏まえ、施設管理目標の中で「系統レベル」のる。

保全活動管理指標を設定する。

a.系統レベルの保全活動管理指標

a.系統レベルの保全活動管理指標

系統レベルの保全活動管理指標については、5.(1)の保全重要

系統レベルの保全活動管理指標については、4．(1)の保全重要度を踏まえて、重要度高の系統機能に対して以下のものを設定す

度を踏まえて、重要度高の系統機能に対して以下のものを設定す

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考え方並びに保安措置運用ガイドの反
映）

551
120

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
定めること。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
理目標」という。）を定めること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

運用ガイド VI. 施設管理
３．施設管理目標（第１項第３号）
施設管理方針に従って実施する施設管理に係る保安活動について、その達成状況を明確にして施設管理の有効性を監視し、及び評価するため、プラントレ
ベルの指標（原子力施設全体の保全が確保されているかを監視し、評価するための指標）、施設管理の重要度が高い系統※２の系統レベルの指標を設定し、指標ごとの具体的な目標値を定める必要がある。
なお、系統レベルの指標を設定しない系統については、プラントレベルの指標によって施設管理の有効性を監視し、及び評価することをもって足りる。
施設管理目標は、主に運転段階の原子力施設における維持管理の有効性として、原子力施設の機能維持の状態を示す指標を念頭に置いているが、設計建設段階においては工程管理の中で達成すべき機能確保の状況を監視するなど、施設状況に応じて創意工夫が図られるべきものである。
※２ 「施設管理の重要度が高い系統」とは、要求される機能を確保する上で施設管理の果たす役割の程度の高い系統が該当するものとする。実用炉施設においては、①重要度分類
指針においてクラス１及びクラス２に分類される機能を要する系統、及び②技術基準において重大事故等クラス１から重大事故等クラス３までに分類される機能を要する系統を原則とする。ただし、確率論的リスク評価から得られるリスク情報及び運転経験等を考慮して、具体的な個別の機器等、系統に対して、要求される機能を確保する上で施設管理の果たす役
割の程度を検討し、原子力施設ごとに定めることができる。

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 （省略）[号の細目を加える]設定する。また、11.の保全の有効性評価の結果を踏まえ保全活動設定する。また、10．の保全の有効性評価の結果を踏まえ保全活動

管理指標の目標値の見直しを行う。

管理指標の目標値の見直しを行う。

a.系統レベルの保全活動管理指標

a.系統レベルの保全活動管理指標①予防可能な故障回数の目標値は、運転実績及び安全機能の重要度分類を考慮して設定する。

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（法第四十三①予防可能な故障回数の目標値は、運転実績及び安全機能の重要度分類を考慮して設定する。

②機能を期待できない時間の目標値は、点検実績及び第４章②機能を期待できない時間の目標値は、点検実績及び第４章第２節（施設運用上の基準）で定める要求される措置の完第２節（施設運用上の基準）で定める要求される措置の完了

了時間を参照して設定する。

時間を参照して設定する。

(3) 計画管理課長は、系統の供用開始までに、保全活動管理指標の(3) 計画管理課長は、系統の供用開始までに、保全活動管理指標の監視項目、監視方法及び算出周期を具体的に定めた監視計画を策

監視項目、監視方法及び算出周期を具体的に定めた監視計画を策定する。なお、監視計画には、計画の始期及び期間に関すること定する。なお、監視計画には、計画の始期及び期間に関することを

を含める。

含める。

(4) 計画管理課長は、監視計画に従い保全活動管理指標に関する情報の採取及び監視を実施し、その結果を記録する。

(1) 計画管理課長は、4.の保全の対象範囲に対し、保全サイクルごとた施設管理の実施に関する計画（以下この項におい廃止措置部長、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認をて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画得た後、所長の承認を得る。

に保全計画を策定し、もんじゅ安全・品質保証推進会議に付議し、(4) 計画管理課長は、監視計画に従い保全活動管理指標に関する情報の採取及び監視を実施し、その結果を記録する。

原子力規制における検査制度の見直(1) 計画管理課長は、3．の保全の対象範囲に対し、保全サイクルご しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考えとに保全計画を策定し、もんじゅ安全・品質保証推進会議に付議 方並びに保安措置運用ガイドの反し、廃止措置部長、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確 映）認を得た後、所長の承認を得る。

6．保全計画の策定

なお、保全計画には、計画の始期及び期間に関することを含める

なお、保全計画には、計画の始期及び期間に関することを含める

イ （省略）

とともに、廃止措置部長又は安全・品質保証部長が承認した以下のとともに、廃止措置部長又は安全・品質保証部長が承認した以下のロ、ハ （省略）

計画を含める。

計画を含める。

ニ 発電用原子炉施設の点検等の方法、実施頻

a.点検計画（7.1 参照）

a.点検計画（6．1 参照）

度及び時期（発電用原子炉の運転中及び運転

b.補修、取替え及び改造計画（7.2 参照）

b.設計及び工事の計画（6．2 参照）

停止中の区別を含む（法第四十三条の三の三

c.特別な保全計画（7.3 参照）

c.特別な保全計画（6．3 参照）

十四第二項の認可を受けたものを除く。）。）
に関すること。

(2) 計画管理課長は、保全計画の策定に当たって、5.の保全重要度を(2) 計画管理課長は、保全計画の策定に当たって、4．の施設管理の勘案し、必要に応じて次の事項を考慮する。また、11.の保全の有重要度を勘案し、必要に応じて次の事項を考慮する。また、10．の条の三の三十四第二項の認可を受けたも効性評価の結果を踏まえ保全計画の見直しを行う。

保全の有効性評価の結果を踏まえ保全計画の見直しを行う。

のを除く。
）
。
）に関すること。

a.運転実績並びに事故及び故障事例などの運転経験

a.運転実績並びに事故及び故障事例などの運転経験

b.使用環境及び設置環境b.使用環境及び設置環境

c.劣化及び故障モード

c.劣化及び故障モード

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するた

備考（記載の考え方）①保全により予防可能な故障回数(2) 計画管理課長は、以下に基づき、保全活動管理指標の目標値を

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めに従って施設管理を実施すること。

改 正 後(2) 計画管理課長は、以下に基づき、保全活動管理指標の目標値を7.保全計画の策定
研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成するた

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2る。

る。
① 保全により予防可能な故障回数

運用ガイド VI. 施設管理なし

改正前後比較表

552
121

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
運用ガイド VI. 施設管理なし

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
め、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
エ．点検等の計画及び実施（第４号ニ）点検等（使用前事業者検査、使用前検査及び定期事業者検査に係るものを含む。）について、方法、実施頻度及び時期を、全体像を整理した実施計画や個別の点検等に係る要領書等によって、あらかじめ定めることが必要である。
点検等は、工事対象の設備等の使用を開始する前に実施するもの（以下「使用前点検」という。）と、使用開始後の機能の維持のために実施するもの（以下「使用中点検」という。）に区分し、全体の計画を策定する必要がある。使用前点検については、Ⅱ．において記載している使用前事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、使用中点検については、Ⅲ．において記載
している定期事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、それぞれ計画し、実施することが必要である。
○点検等の範囲
点検等を実施する機器等又は系統ごとに、以下の視点を踏まえて点検方法として適切な単位で計画することが必要である。
・使用前事業者検査等又は定期事業者検査に係る点検等
・長期施設管理方針を踏まえて実施する点検等
・性能維持のための措置を伴う点検等
これら以外の点検等については、系統単位でまとめる等簡易な扱いとすることができる。
○点検等の方法
使用前点検の方法としては、設計事項が適切に具体化され、施工管理が適切になされているかどうかを確認できるよう検討することが必要であり、その上で要求事項に適合していることを確認するものである必要がある。また、使用前点検では、使用中
点検で経年劣化の傾向を監視する上での初期情報を取得することも重要である。
使用中点検の方法としては、点検等を行う設備等の施設管理の重要度を踏まえて、①時間基準保全、②状態基準保全（機器等の状態を監視し、その状態を基準に点検等の時期を定める方式）、及び③
事後保全（機器等の機能喪失発見後に修復を行う
方式）のいずれかの保全方式とするか※４を明確にした上で、経年劣化事象による劣化の有無及び劣化の傾向を監視できるものであるか、性能維持のための措置を伴うものであるかを含め、点検等の内容を明確にする必要がある。
状態基準保全の方式とする点検等（時間基準保全の方式とする際に状態監視も合わせて行う場合の状態監視に係る点検等を含む。以下同じ。）については、状態監視データの採取の方法を明確にする必要がある。
各部の損傷、変形及び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の方法
としては、一般社団法人日本電気協会電気技術規程「原子力発電所の保守管理規程」（ＪＥＡＣ４２０９－２００７）に記載されている設備診断技術※５により異常の兆候を把握するなどの方法があり、これらを適切に実施していくことにより、設備の信頼性を向上させていくことが重要である。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前d.機器の構造等の設計的知見
e.科学的知見(3) 計画管理課長は、保全の実施段階において維持機能に影響を及ぼす可能性のある行為を把握し、保全計画を策定する。

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）

d.機器の構造等の設計的知見
e.科学的知見(3) 計画管理課長は、保全の実施段階において維持機能に影響を及ぼす可能性のある行為を把握し、保全計画を策定する。

553
122

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）【日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程(ＪＥＡＣ４２０９－２００７)」及び関連指針類に関する技術評価書（平成２０年１２月）】
また、検査の方法については、検査の独立性の確保の観点から、検査の判定に係る実施体制も含
めて、検査の体系を具体的に整理する必要があり、要求事項に適合している状態が維持されていることを体系的に確認できるよう構成される必要がある。
特に検査に係る責任者及び要員は、当該検査対象となる機器等を所管する者又は検査対象の施設管理に係る保安活動を行う部門から判定に関して影響を受けないよう配慮（注）する必要がある。また、思い込みによる確認漏れや人手不足などの資源不
足による不十分な確認を是正できるよう留意して体制を整備し、実施していく必要がある。
なお、点検等の結果については、できる限り事後の検証が可能な方法とし、事後の検証が困難なものについては、あらかじめ科学的・技術的に妥当性が検証され、要領書や手順書において明確化された工程、手順及び方法を用いて、透明性のある方法で実施し、これらの客観的な記録等を残すことが必要である。
※４ 時間基準保全としつつ、状態監視の点検実績を積み、劣化の傾向を把握していく方式もある。また、事後保全においては、適切な時期に機能喪失が発見できるように巡視及び点検等を計画する必要がある。
※５ 具体的には、日本電気協会電気技術指針「原子力発電所の設備診断に関する技術指針－回転機械振動診断技術」（ＪＥＡＧ４２２１－２００７）等の指針に診断方法が取りまとめられているものがある。
（注）重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置が要求されていない原子力施設においては、当該使用前事業者検査等の対象となる機器等の工事（補修、取替え、改造等）又は点検に関与していない要員に使用前事業者
検査等を実施させることができる。
○点検等の実施頻度
実施頻度としては、使用中点検について、使用前点検の実施時期を始点として実施頻度を定め、予防保全である時間基準保全及び状態基準保全の方式については、経年劣化事象を考慮の上、所定の機能を発揮できなくなる前に点検等を行うよ
うに実施頻度を設定する必要がある。
そのため、時間基準保全の方式とする点検等の実施頻度については点検等を行う間隔（月、年、運転・保全サイクル等）、状態基準保全の方式とする点検等の実施頻度については、状態監視
データの採取頻度とする。
特に定期事業者検査に係る点検等について
は、Ⅲ．２．（２）に記載とおり、一定の期間を設定
し、また保全の有効性評価で見直しを検討する際に考慮する事項を踏まえて実施頻度を設定する必要がある。
○点検等の時期
点検等の時期としては、点検等を行う際の原子力施設の状態として、①停止中、②試運転段階、及び③運転中（試運転中を除く。）のいずれかに区別する必要がある。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

554
123

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
七 発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）○点検等の計画及び実施に当たっての留意事項
計画した実施頻度の範囲内で点検等を実施していく必要があるため、過去直近の点検等の時期と当該点検等の実施頻度を踏まえて、次回の点検等の実施期限を明確にして、それまでに確実に点検等を実施するよう管理する必要がある。また、類似の設備等が多数あり、順次点検等していくこととしているものについては、実施時期に偏りがあった場合には、継続的な監視としての点検量が不足する期間が発生するおそれがあることから、全体として計画的に実施する必要がある。
巡視及び点検等の結果を踏まえ、機能の回復（予防保全を含む。）を図る場合には、できる限り、事前にその方法、体制等を検討し、機能回復後の点検等を含めて、手順等を明確にしておくことが重要である。その際、設計情報の変更を伴わず、取替工事にも該当しない軽微な作業であっても、機能の回復のために行う溶接などの作業について、施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響範囲の健全性を適切に確認することを含めて検討する必要がある。

その他発電用原子炉施設がその保守管理を行

開炉規則 第七十六条 第一項
七 発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合そう観点から特別な状態にある場合においての他発電用原子炉施設がその施設管理を行う観は、当該発電用原子炉施設の状態に応じて、点から特別な状態にある場合においては、当該前各号に掲げる措置について特別な措置を講

発電用原子炉施設の状態に応じて、前各号に掲じること。

げる措置について特別な措置を講ずること。

運用ガイド VI. 施設管理なし

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

運用ガイド VI. 施設管理
６．特別な施設管理実施計画（第１項第７号）○特別な施設管理実施計画が必要な場合
発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他原子力施設の施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、特別な施設管理実施計画を定め、実施する必要がある。
相当期間とは、おおむね１年以上とする。特別な状態にある場合とは、比較的広範な機器等に対し追加的な点検等を実施する必要がある場合や設備全般に対する長期保管対策を実施する場合等とする。
○特別な施設管理実施計画の内容
特別な施設管理実施計画の内容としては、Ⅵ．
３．及び４．の事項について、原子力施設の状態に応じて、適切な時期に点検等を行うことを定める必要がある。
特別な施設管理実施計画の始期及び期間は、原子力施設の状態に応じたものとして設定する必要がある。
新たな施設管理実施計画の期間に移行する場合
においては、それまでの点検等の適切性の評価を行った上で、新たに計画した点検等の適切性の評価を行う必要がある。
また、通常の管理とは異なることが想定されるため、当該計画の実施に係る体制、記録管理等について検討し、定める必要がある

555
124

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成するた

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定め(1) 機械保全課長、電気保全課長、燃料環境課長、施設保全課長(1) 機械保全課長、電気保全課長、燃料環境課長、施設保全課長及しに伴う変更（研究開発段階炉規則

及び安全管理課長（以下「保守担当課長」という。
）は、別表１

び安全管理課長（以下「保守担当課長」という。
）は、別表１０

及びもんじゅの保安規定審査の考え

め、次の事項を定めた保守管理の実施に関する計画

た施設管理の実施に関する計画（以下この項におい０３に示す維持すべき原子炉施設及びその他自ら定める設備

３に示す維持すべき原子炉施設及びその他自ら定める設備の機方並びに保安措置運用ガイドの反を策定し、当該計画に従って保守管理を実施するこて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画の機能を維持するための構築物、系統及び機器単位ごとに以下能を維持するための構築物、系統及び機器単位ごとに以下に示

映）と。

に従って施設管理を実施すること。

に示す保全方式から適切な保全方式を選定する。

す保全方式から適切な保全方式を選定する。

a.予防保全a.予防保全改 正 前
7.1 点検計画の策定

イ～ハ（省略）改 正 後
6．1 点検計画の策定

ニ 発電用原子炉施設の点検等の方法、実施頻①時間基準保全①時間基準保全

ロ 発電用原子炉施設の点検、試験、検査、補修、度及び時期（発電用原子炉の運転中及び運転②状態基準保全②状態基準保全

取替え及び改造等（以下この号において「点停止中の区別を含む（法第四十三条の三の三検等」という。
）の方法、実施頻度並びに時十四第二項の認可を受けたものを除く。）。）

期（発電用原子炉の運転中及び運転停止中に関すること。

イ（省略）の区別を含む（法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けたものを除く。
）
。
）に関
すること。

運用ガイド VI. 施設管理なし

b.事後保全(2) 保守担当課長は、選定した保全方式の種類に応じて、次の事

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
エ．点検等の計画及び実施（第４号ニ）点検等（使用前事業者検査、使用前検査及び定期事業者検査に係るものを含む。）について、方法、実施頻度及び時期を、全体像を整理した実施計画や個別の点検等に係る要領書等によって、あらかじめ定めることが必要である。
点検等は、工事対象の設備等の使用を開始する前に実施するもの（以下「使用前点検」という。）と、使用開始後の機能の維持のために実施するもの（以下「使用中点検」という。）に区分し、全体の計画を策定する必要がある。使用前点検については、Ⅱ．において記載している使用前事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、使用中点検については、Ⅲ．において記載
している定期事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、それぞれ計画し、実施することが必要である。
○点検等の範囲
点検等を実施する機器等又は系統ごとに、以下の視点を踏まえて点検方法として適切な単位で計画することが必要である。
・使用前事業者検査等又は定期事業者検査に係る点検等
・長期施設管理方針を踏まえて実施する点検等
・性能維持のための措置を伴う点検等
これら以外の点検等については、系統単位でまとめる等簡易な扱いとすることができる。
○点検等の方法
使用前点検の方法としては、設計事項が適切に具体化され、施工管理が適切になされているかどうかを確認できるよう検討することが必要であり、その上で要求事項に適合していることを確認するものである必要がある。また、使用前点検では、使用中
点検で経年劣化の傾向を監視する上での初期情報を取得することも重要である。
使用中点検の方法としては、点検等を行う設備等の施設管理の重要度を踏まえて、①時間基準保b.事後保全項を定める。

a.時間基準保全

a.時間基準保全
点検を実施する時期までに，次の事項を定める。

①点検の具体的方法①点検の具体的方法②構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうる状態にあ②構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要なデータ項目、評価方

ることを確認・評価するために必要なデータ項目、評価方法

法及び管理基準及び管理基準

③実施頻度

③実施頻度

④実施時期

④実施時期

なお、時間基準保全を選定した機器に対して、運転中に設

なお、時間基準保全を選定した機器に対して、運転中に設備

備診断技術を使った状態監視データ採取、巡視点検又は定例診断技術を使った状態監視データ採取、巡視点検又は定例試

試験の状態監視を実施する場合は、状態監視の内容に応じて、験の状態監視を実施する場合は、状態監視の内容に応じて、状状態基準保全を選定した場合に準じて必要な事項を定める。
b.状態基準保全①設備診断技術を使い状態監視データを採取する時期まで

態基準保全を選定した場合に準じて必要な事項を定める。
b.状態基準保全①設備診断技術を使い状態監視データを採取する時期までに、次の事項を定める。

に、次の事項を定める。

ｉ）状態監視データの具体的採取方法ｉ）状態監視データの具体的採取方法ⅱ）機器の故障の兆候を検知するために必要な状態監視デⅱ）機器の故障の兆候を検知するために必要な状態監視データ項目、評価方法及び必要な対応を適切に判断するたータ項目、評価方法及び必要な対応を適切に判断するための管理基準めの管理基準ⅲ）状態監視データ採取頻度ⅲ）状態監視データ採取頻度ⅳ）実施時期ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方法

ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方法②巡視点検を実施する時期までに、次の事項を定める。

②巡視点検を実施する時期までに、次の事項を定める。

ⅰ）巡視点検の具体的方法

ⅰ）巡視点検の具体的方法ⅱ）構築物、系統及び機器の状態を監視するために必要なⅱ）構築物、系統及び機器の状態を監視するために必要なデデータ項目、評価方法及び管理基準

ータ項目、評価方法及び管理基準ⅲ）実施頻度ⅲ）実施頻度ⅳ）実施時期ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達するか又は故障の兆候を発ⅴ）機器の状態が管理基準に達するか又は故障の兆候を発見した場合の対応方法③定例試験を実施する時期までに、次の事項を定める。

原子力規制における検査制度の見直(2) 保守担当課長は、選定した保全方式の種類に応じて、次の事項を定める。
点検を実施する時期までに，次の事項を定める。

備考（記載の考え方）

見した場合の対応方法③定例試験を実施する時期までに、次の事項を定める。

ⅰ）定例試験の具体的方法

ⅰ）定例試験の具体的方法ⅱ）構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうる状態ⅱ）構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうる状態ににあることを確認・評価するために必要なデータ項目、あることを確認・評価するために必要なデータ項目、評価

評価方法及び管理基準

方法及び管理基準ⅲ）実施頻度ⅲ）実施頻度ⅳ）実施時期ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方法

ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方法

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
全、②状態基準保全（機器等の状態を監視し、その状態を基準に点検等の時期を定める方式）、及び③
事後保全（機器等の機能喪失発見後に修復を行う
方式）のいずれかの保全方式とするか※４を明確にした上で、経年劣化事象による劣化の有無及び劣化の傾向を監視できるものであるか、性能維持のための措置を伴うものであるかを含め、点検等の内容を明確にする必要がある。
状態基準保全の方式とする点検等（時間基準保全の方式とする際に状態監視も合わせて行う場合の状態監視に係る点検等を含む。以下同じ。）については、状態監視データの採取の方法を明確にする必要がある。
各部の損傷、変形及び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の方法
としては、一般社団法人日本電気協会電気技術規程「原子力発電所の保守管理規程」（ＪＥＡＣ４２０９－２００７）に記載されている設備診断技術※５により異常の兆候を把握するなどの方法があり、これらを適切に実施していくことにより、設備の信頼性を向上させていくことが重要である。
【日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程(ＪＥＡＣ４２０９－２００７)」及び関連指針類に関する技術評価書（平成２０年１２月）】
また、検査の方法については、検査の独立性の確保の観点から、検査の判定に係る実施体制も含
めて、検査の体系を具体的に整理する必要があり、要求事項に適合している状態が維持されていることを体系的に確認できるよう構成される必要がある。
特に検査に係る責任者及び要員は、当該検査対象となる機器等を所管する者又は検査対象の施設管理に係る保安活動を行う部門から判定に関して影響を受けないよう配慮（注）する必要がある。また、思い込みによる確認漏れや人手不足などの資源不
足による不十分な確認を是正できるよう留意して体制を整備し、実施していく必要がある。
なお、点検等の結果については、できる限り事後の検証が可能な方法とし、事後の検証が困難なものについては、あらかじめ科学的・技術的に妥当性が検証され、要領書や手順書において明確化された工程、手順及び方法を用いて、透明性のある方法で実施し、これらの客観的な記録等を残すことが必要である。
※４ 時間基準保全としつつ、状態監視の点検実績を積み、劣化の傾向を把握していく方式もある。また、事後保全においては、適切な時期に機能喪失が発見できるように巡視及び点検等を計画する必要がある。
※５ 具体的には、日本電気協会電気技術指針「原子力発電所の設備診断に関する技術指針－回転機械振動診断技術」（ＪＥＡＧ４２２１－２００７）等の指針に診断方法が取りまとめられているものがある。
（注）重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置が要求されていない原子力施設においては、当該使用前事業者検査等の対象となる機器等の工事（補修、取替え、改造等）又は点検に関与していない要員に使用前事業者
検査等を実施させることができる。
○点検等の実施頻度

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前
c.事後保全

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後
c.事後保全

事後保全を選定した場合は、機能喪失の発見後、修復を実

事後保全を選定した場合は、機能喪失の発見後、修復を実施

施する前に、修復方法、修復後に所定の機能を発揮することする前に、修復方法、修復後に所定の機能を発揮することの確の確認方法及び修復時期を定める。

認方法及び修復時期を定める。

(3) 保守担当課長は(1)及び(2)を定めた点検計画を策定し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。
[号を加える]

備考（記載の考え方）(3) 保守担当課長は(1)及び(2)を定めた点検計画を策定し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。
（4）品質保証課長は、点検を実施する構築物、系統及び機器が、所定の機能を発揮しうる状態にあることを定期事業者検査＊１により確認・評価する時期までに、次の事項を定める。
（第２４条の２に基づくがれき撤去設備、火災対応設備、及び第５章燃料管理に基づく炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体、主炉停止系
調整棒、後備炉停止棒、中性子源集合体、中性子しゃへい体、サーベイランス集合体、固定吸収体、並びに第１０７条に基づく事
務管理建物（緊急時対策所）の通信設備を含む）
a.定期事業者検査の具体的方法
b.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要な定期事業者検査項目、評価方法及び管理基準
c.定期事業者検査の実施時期＊１：定期事業者検査とは、点検及び工事とは別に要求事項への適合を確認する合否判定行為であり、研究開発段階炉規則第五十一条、第五十二条の「定期事業者検査」をいう。

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
実施頻度としては、使用中点検について、使用前点検の実施時期を始点として実施頻度を定め、予防保全である時間基準保全及び状態基準保全の方式については、経年劣化事象を考慮の上、所定の機能を発揮できなくなる前に点検等を行うよ
うに実施頻度を設定する必要がある。
そのため、時間基準保全の方式とする点検等の実施頻度については点検等を行う間隔（月、年、運転・保全サイクル等）、状態基準保全の方式とする点検等の実施頻度については、状態監視
データの採取頻度とする。
特に定期事業者検査に係る点検等について
は、Ⅲ．２．（２）に記載とおり、一定の期間を設定
し、また保全の有効性評価で見直しを検討する際に考慮する事項を踏まえて実施頻度を設定する必要がある。
○点検等の時期
点検等の時期としては、点検等を行う際の原子力施設の状態として、①停止中、②試運転段階、及び③運転中（試運転中を除く。）のいずれかに区別する必要がある。
○点検等の計画及び実施に当たっての留意事項
計画した実施頻度の範囲内で点検等を実施していく必要があるため、過去直近の点検等の時期と当該点検等の実施頻度を踏まえて、次回の点検等の実施期限を明確にして、それまでに確実に点検等を実施するよう管理する必要がある。また、類似の設備等が多数あり、順次点検等していくこととしているものについては、実施時期に偏りがあった場合には、継続的な監視としての点検量が不足する期間が発生するおそれがあることから、全体として計画的に実施する必要がある。
巡視及び点検等の結果を踏まえ、機能の回復（予防保全を含む。）を図る場合には、できる限り、事前にその方法、体制等を検討し、機能回復後の点検等を含めて、手順等を明確にしておくことが重要である。その際、設計情報の変更を伴わず、取替工事にも該当しない軽微な作業であっても、機能の回復のために行う溶接などの作業について、施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響範囲の健全性を適切に確認することを含めて検討する必要がある。

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成するた

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定め(1) 保守担当課長は、補修、取替え及び改造を実施する場合は、

め、次の事項を定めた保守管理の実施に関する計画

た施設管理の実施に関する計画（以下この項においた、性能維持施設の補修、取替え及び改造＊1 を実施する場合は、を策定し、当該計画に従って保守管理を実施するこて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画

その計画段階において、法令に基づく必要な手続き＊２の要否にと。

に従って施設管理を実施すること。

ついて確認を行い、その結果を記録する。

改 正 前

7.2 補修、取替え及び改造計画の策定
あらかじめその方法及び実施時期を定めた計画を策定する。ま改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）

原子力規制における検査制度の見直(1) 保守担当課長は、設計及び工事を実施する場合は、あらかじ しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考え
めその方法及び実施時期を定めた設計及び工事の計画を策定す 方並びに保安措置運用ガイドの反る。また、性能維持施設の設計及び工事＊２を実施する場合は、 映）
その計画段階において、法令に基づく必要な手続き＊３の要否に

6．2 設計及び工事の計画の策定

ついて確認を行い、その結果を記録する。

ロ 発電用原子炉施設の設計及び工事に関するこ［号の細分を加える。
］と。

[号を加える]（2）保守担当課長は、性能維持施設の設計及び工事を実施した設
備の使用前点検を行う場合は、使用前点検の方法並びにそれら（保安規定の改正前は、以下に基づいて記載）
ロ 発電用原子炉施設の点検、試験、検査、

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）の実施頻度及び実施時期を定めた使用前点検の計画を策定す
る。

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
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（法第四十法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）

三条の三の三十四第二項の認可を受けたものを除く。
）。
）に関すること。

運用ガイド VI. 施設管理なし

イ．設計及び工事の計画及び実施（第４号ロ）
施設管理実施計画の期間中に実施する原子力施設の設計及び工事について、対象とする設備等、関係する要求事項、実施体制、工程等を明確にする必要がある。なお、設計及び工事は長期間を要することも多く、施設管理実施計画の期間を超えるものについては、設計及び工事の全体工程を明確にしつつ、施設管理実施計画の期間内で実施する事項について特に明確にしていくものとする。
設計及び工事の計画については、使用開始後では、要求事項の変更を受けて行うもののほか、点検等の結果から機能を回復するために行うもの、他の原子力施設及び原子力施設以外の運転経験等も含めて予防保全として行うものなどが考えられ、経緯、理由等を整理した上で計画していくことが重要である。
設計時には、対象となる設備等が周囲の設備等へ悪影響を及ぼすことがないよう配慮しつつ、要求事項に適合していることを検査で検証できるよう、工事の方法に加えて、点検等の方法、時期等についても検討する必要がある。その際、採用する施工方法に応じて、施工前に施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響の範囲の健全性について適切に確認することについても検討する必要がある。また、オ．に記載している工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置と合わせて検討し、安全が確保された中で、点検等及び工事が実施できるよう設計上の配慮がなされる必要がある。
工事の実施においては、あらかじめ要領書等を定め、設計時の考慮事項等が適切に施工時に反映されるよう体制を整備する必要がある。
また、原子力施設の安全確保には設備等の実態を把握することが基礎となることから、設備図書が実態を適切に示すものとなっていることを設計及び工事の計画、実施の各段階で確認していく必要がある。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前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

改 正 後(3) 品質保証課長及び保守担当課長は、性能維持施設の工事を実系統及び機器が、所定の機能を発揮しうる状態にあることを検施する構築物、系統及び機器が、所定の機能を発揮しうる状態

査及び試験により確認・評価する時期までに、次の事項を定めにあることを定期事業者検査及び試験により確認・評価する時る。

期までに、次の事項を定める。

a.検査及び試験の具体的方法

a．定期.事業者検査及び試験の具体的方法

b.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するたb．所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要な検査及び試験の項目、評価方法及び管理基準
c.検査及び試験の実施時期

めに必要な定期事業者検査及び試験の項目、評価方法及び管理
c. 定期事業者検査及び試験の実施時期(3) 保守担当課長は、(1)及び(2)を定めた補修、取替え及び改造計画(4) 保守担当課長は、(1)から(3)を定めた設計及び工事の計画をを策定し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。

策定し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。

＊１：性能維持施設の補修、取替え及び改造とは、廃止措置計画の第 6＊２：性能維持施設の設計及び工事とは、廃止措置計画の第 6－1 表に定－1 表に定める設備の機器及び構造物の補修、取替え及び改造をめる設備の機器及び構造物に対して第１０３条の４（設計管理）いう。

に基づき実施する設計及び工事をいう。

＊２：法令に基づく必要な手続きとは、原子炉等規制法第４３条の３の＊３：法令に基づく必要な手続きとは、原子炉等規制法第４３条の３の８（変更の許可及び届出等）、第４３条の３の９（工事の計画の８（変更の許可及び届出等）、第４３条の３の９（設計及び工事の認可）、第４３条の３の１０（工事の計画の届出）、第４３条の３計画の認可）、第４３条の３の１０（設計及び工事の計画の届出）、の１１（使用前検査）及び第４３条の３の１３（溶接安全管理検第４３条の３の３４（発電用原子炉の廃止に伴う措置）及び高速査）に係る手続きをいう。
（以下、本条において同じ。
）

増殖原型炉もんじゅの廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（第４基本的考え方のうち２廃止措置を実施する上で必要な施設の改造等について）に係る手続きをいう。
（以下、本条において同じ。
）

6．3 特別な保全計画(1) 保守担当課長は、地震、事故等により、特別な保全を実施す(1) 保守担当課長は、地震、事故等により、特別な保全を実施するる場合などは、特別な措置として、あらかじめ当該原子炉施設

場合などは、特別な措置として、あらかじめ当該原子炉施設のの他発電用原子炉施設がその施設管理を行う観の状態に応じた保全方法及び実施時期を定めた計画を策定す

状態に応じた保全方法及び実施時期を定めた計画を策定する。

点から特別な状態にある場合においては、当該る。

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。

運用ガイド VI. 施設管理
６．特別な施設管理実施計画（第１項第７号）○特別な施設管理実施計画が必要な場合
発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他原子力施設の施設管理を行う観点から特別な備考（記載の考え方）

基準

研開炉規則 第七十六条 第一項
七 発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合そ措置を講じること。

運用ガイド VI. 施設管理なし

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

(2) 保守担当課長は、補修、取替え及び改造を実施する構築物、

7.3 特別な保全計画
研開炉規則 第七十六条 第一項
七 発電用原子炉の運転を相当期間停止する場

改正前後比較表

(2) 保守担当課長は、特別な保全計画に基づき保全を実施する構(2) 保守担当課長は、特別な保全計画に基づき保全を実施する構

築物、系統及び機器が、所定の機能を発揮しうる状態にあるこ

築物、系統及び機器が、所定の機能を発揮しうる状態にあることを点検により確認・評価する時期までに、次の事項を定める。

とを点検により確認・評価する時期までに、次の事項を定める。

a.点検の具体的方法

a.点検の具体的方法

b.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するたb.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要な点検項目、評価方法及び管理基準
c.点検の実施時期(3) 保守担当課長は、(1)及び(2)を定めた特別な保全計画を策定

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考え方並びに保安措置運用ガイドの反映）めに必要な点検項目、評価方法及び管理基準
c.点検の実施時期(3) 保守担当課長は、(1)及び(2)を定めた特別な保全計画を策定

559
128

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）状態にある場合においては、特別な施設管理実施計画を定め、実施する必要がある。
相当期間とは、おおむね１年以上とする。特別な状態にある場合とは、比較的広範な機器等に対し追加的な点検等を実施する必要がある場合や設備全般に対する長期保管対策を実施する場合等とする。
○特別な施設管理実施計画の内容
特別な施設管理実施計画の内容としては、Ⅵ．
３．及び４．の事項について、原子力施設の状態に応じて、適切な時期に点検等を行うことを定める必要がある。
特別な施設管理実施計画の始期及び期間は、原子力施設の状態に応じたものとして設定する必要がある。
新たな施設管理実施計画の期間に移行する場合
においては、それまでの点検等の適切性の評価を行った上で、新たに計画した点検等の適切性の評価を行う必要がある。
また、通常の管理とは異なることが想定されるため、当該計画の実施に係る体制、記録管理等について検討し、定める必要がある

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。

8.保全の実施
研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定め(1) 保守担当課長は、7.で定める保全計画に従って点検・補修等のめ、次の事項を定めた保守管理の実施に関する計画

た施設管理の実施に関する計画（以下この項におい(2) 保守担当課長は、保全の実施に当たって、以下の必要なプロセを策定し、当該計画に従って保守管理を実施するこて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画

スを「保守管理要領」に従い、実施する。

と。

に従って施設管理を実施すること。

a.工事計画

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成するた保全を実施する。

改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）

し、計画管理課長の確認を得た後、所管部長の承認を得る。

原子力規制における検査制度の見直(1) 品質保証課長及び保守担当課長は、6．で定める保全計画に従っ しに伴う変更（研究開発段階炉規則
及びもんじゅの保安規定審査の考えて保全を実施する。
方並びに保安措置運用ガイドの反(2) 関係課長は、保全の実施にあたって、第 103 条の 4 の設計管理 映）及び第 103 条の 5 による作業管理を実施する。

7．保全の実施

b.設計管理ヘ 発電用原子炉施設の設計、工事、巡視及び点
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。

運用ガイド VI. 施設管理なし

検等の結果の確認及び評価の方法に関すること。

c.調達管理d.工事管理(3) 保守担当課長は、点検・補修等の結果について記録する。

(3) 関係課長は、保全の結果について記録する。

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
カ．施設管理に係る保安活動の結果の確認及び評価の方法（第４号ヘ）
設計の結果の確認及び評価においては、要求事項との対応関係を明確にし、要求事項を満たしているかどうかを検証することが必要であり、改善すべき事項が見つかった場合には設計の方法等の問題点を分析することが必要である。
工事の結果の確認及び評価においては、点検等で確認することになるが、点検等の結果として工事の不備等が確認された場合においてその原因等を分析することが必要である。
点検等の結果の確認及び評価については、点検等においてあらかじめ設定した判定基準に基づき対

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129

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
応することになるが、その際、Ⅲ．５．に記載の原子力施設の評価を含め、経年劣化の傾向が見られるものであって引き続き使用するものにおいては、その後の使用における経年劣化の進展を評価し、次回の点検等まで機能を維持することの評価が必要である。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

9.点検・補修等の結果の確認・評価
研開炉規則 第七十六条 第一項
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

8．保全の結果の確認・評価

備考（記載の考え方）

原子力規制における検査制度の見直(1) 保守担当課長は、あらかじめ定めた方法で、保全の実施段階で採しに伴う変更（研究開発段階炉規則

採取した構築物、系統及び機器の点検・補修等の結果から所定の取した構築物、系統及び機器の保全の結果（定期事業者検査を除及びもんじゅの保安規定審査の考えた施設管理の実施に関する計画（以下この項におい機能を発揮しうる状態にあることを、所定の時期＊3 までに確認・く）から所定の機能を発揮しうる状態にあることを、所定の時期＊方並びに保安措置運用ガイドの反４

映）評価し、記録する。また、施設定期検査を実施した場合は、別表と。

に従って施設管理を実施すること。

118-1 に示す(2)施設定期検査の結果の記録を保存する。

までに確認・評価し、記録する。

ヘ 発電用原子炉施設の設計、工事、巡視及び点(2) 保守担当課長は、最終的な機能確認では十分な確認・評価がで(2) 保守担当課長は、（1）にて最終的な機能確認では十分な確認・評検等の結果の確認及び評価の方法に関するきない場合には、「保守管理要領」に従い、点検・補修等が実施さ価ができない場合には、「施設管理要領」に従い、保全が実施されこと。

れていることを、所定の時期＊３までに確認・評価し、記録する。

ていることを、所定の時期＊４までに確認・評価し、記録する。

[号を加える]運用ガイド VI. 施設管理
なし

改 正 後

(1) 保守担当課長は、あらかじめ定めた方法で、保全の実施段階でて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画及び評価の方法に関すること。

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めを策定し、当該計画に従って保守管理を実施するこ

ニ 発電用原子炉施設の点検等の結果の確認

改正前後比較表

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）(3) 品質保証課長は、性能維持施設が所定の機能を発揮しうる状態にあることを検証するため定期事業者検査を第 103 条の６（定期事
業者検査の実施）に従い、定められた時期までに確認・評価し記録する。

＊３：所定の時期とは、所定の機能が要求される時又はあらかじめ計画
された保全の完了時をいう。

＊４：所定の時期とは、所定の機能が要求される時又はあらかじめ計画
された保全の完了時をいう。

カ．施設管理に係る保安活動の結果の確認及び評価の方法（第４号ヘ）
設計の結果の確認及び評価においては、要求事項との対応関係を明確にし、要求事項を満たしているかどうかを検証することが必要であり、改善すべき事項が見つかった場合には設計の方法等の問題点を分析することが必要である。
工事の結果の確認及び評価においては、点検等で確認することになるが、点検等の結果として工事の不備等が確認された場合においてその原因等を分析することが必要である。
点検等の結果の確認及び評価については、点検等においてあらかじめ設定した判定基準に基づき対応することになるが、その際、Ⅲ．５．に記載の原子力施設の評価を含め、経年劣化の傾向が見られるものであって引き続き使用するものにおいては、その後の使用における経年劣化の進展を評価し、次回の点検等まで機能を維持することの評価が必要である。
注：Ⅲ．５．は、運用ガイドの「定期事業者検査」の「５．原子力施設の評価」を指す。

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改 正 前
10.点検・補修等の不適合管理、是正処置及び予防処置

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
24 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（研開炉規則第87 条第3 項第24 号）○ メーカー等保守点検を行った事業者から得た保安に関する技術情報を、原子力事業者等の情報共有の場を活用して他の原子炉設置者と共有し、発電用原子炉施設の保安を向上させるための措置が定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
二十 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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
19 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（研開炉規則第87 条第３項第20 号）○ メーカー等保守点検を行った事業者から得た保安に関する技術情報を、原子力事業者等の情報共有の場を活用して他の原子炉設置者と共有し、発電用原子炉施設の保安を向上させるための措置が定められていること。

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た施設管理の実施に関する計画（以下この項におい

改 正 後
9．不適合管理、是正処置及び未然防止処置

備考（記載の考え方）
原子力規制における検査制度の見直(1) 関係課長は、不適合が認められた場合、第３条 8.3 に基づく不適しに伴う変更（研究開発段階炉規則

不適合管理を実施し、記録する。また、必要に応じて第３条 8.5.2 に合管理を実施し、記録する。また、必要に応じて第３条 8.5.2 に基及びもんじゅの保安規定審査の考え基づく是正処置及び第３条 8.5.3 に基づく予防処置を実施する。なづく是正処置を実施する。なお、以下の a.及び b.の場合には、保全方並びに保安措置運用ガイドの反お、以下の a.及び b.の場合には、点検・補修等の不適合として不適の不適合として不適合管理を行った上で、8.の確認・評価の結果を映）

合管理を行った上で、9.の確認・評価の結果を踏まえて実施すべき踏まえて実施すべき原子炉施設の点検等の方法、実施頻度及び時期

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の是正処置を講じる。

記載の適正化防処置を講ずる。
a.点検・補修等を実施した構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうることを確認･評価できない場合（点検期限の超過を含

a.保全を実施した構築物、系統及び機器が所定の機能を発揮しうることを確認･評価できない場合（点検期限の超過を含む。
）

む。
）
b.最終的な機能確認では十分な確認・評価ができない場合にあっb.最終的な機能確認では十分な確認・評価ができない場合にあって、「保守管理要領」に従い、点検・補修等が実施されていることて、「施設管理要領」に従い、保全が実施されていることが確認・

が確認・評価できない場合評価できない場合

び予防処置について記録する。
研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定め

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

(1) 保守担当課長は、不適合が認められた場合、第３条 8.3 に基づく

(2) 保守担当課長は、(1)a.及び b.の場合の不適合管理、是正処置及研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成するた

改正前後比較表

(2) 関係課長は、他の原子力施設の運転経験等の知見をもとに、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らし適切な未然防止処置を講じる。

[号を加える](3) 関係課長は、(1)及び（2）の活動を第 3 条に基づく改善措置活動に基づき実施する。

て「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画と。

に従って施設管理を実施すること。
イ～ニ （省略）
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。

運用ガイド VI. 施設管理なし

イ～ヘ （省略）ト ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（品質管理基準規則第二条第二項第七号に規定する未然防止処置を含む。）に関すること。

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
キ．施設管理に係る保安活動の結果の確認及び評価の結果を踏まえた処置（第４号ト）
施設管理に係る保安活動の結果の確認及び評価で特定された問題点等の原因を除去し、さらに類似の事象が発生しないよう施設管理に係る保安活動の方
法、体制等を見直すとともに、改めて必要な措置を実施する必要がある。特に、点検等の結果として、設計段階や点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違があった場合には、設計の見直し等まで遡って検討するなど、必要に応じて施設管理に係る保安活動全体に是正処置及び未然防止処置を検討し、対応を図る必要がある。

562
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
六 前号の評価を実施する都度、速やかに、その研開炉規則 第七十六条 第一項
六 前号の評価を実施する都度、速やかに、その結結果を発電用原子炉施設の保守管理方針、

果を施設管理方針、施設管理目標又は施設管理

保守管理の目標又は保守管理の実施に関す

実施計画に反映すること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

11.保全の有効性評価

る計画に反映すること。

運用ガイド VI. 施設管理なし

運用ガイド VI. 施設管理
５．施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画の評価及び反映（第１項第５号及び第６号）
施設管理方針及び施設管理目標の評価については、施設管理の全体の実施状況を踏まえて、管理体制等の改善を検討する必要がある。
施設管理実施計画の評価については、４．ア．の計画の期間ごとに施設管理に係る保安活動の実施状況を評価し、その後の施設管理に係る保安活動がより効果的かつ適切に実施されるよう、計画を改善していくことが必要である。
特に、施設管理目標及び施設管理実施計画については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも
以下の項目について最新の情報を収集して評価
し、設備等の信頼性を向上させるよう検討する必要がある。その際には、点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違の有無等を全体的に確認し、今後の点検等において想定すべき事項として経年劣化の傾向等を評価することが必要である。
i. 施設管理目標の監視結果
ii. 保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績
iii.トラブル等の経験その他の運転経験
iv. 高経年化技術評価、安全性向上評価及び定期
安全レビューの結果（該当する場合）
v. 他の原子力施設のトラブル及び経年劣化傾向に係るデータvi. リスク情報及び科学的知見

改正前後比較表

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後
10．保全の有効性評価

備考（記載の考え方）
原子力規制における検査制度の見直

保守担当課長は、保全活動から得られた情報から、保全の有効性を保守担当課長は、保全活動から得られた情報から、保全の有効性をしに伴う変更（研究開発段階炉規則

評価し、保全が有効に機能していることを確認するとともに、継続的評価し、保全が有効に機能していることを確認するとともに、継続的及びもんじゅの保安規定審査の考えな改善につなげる。

な改善につなげる。

方並びに保安措置運用ガイドの反(1) 保守担当課長は、あらかじめ定めた時期及び内容に基づき、保(1) 保守担当課長は、あらかじめ定めた時期及び内容に基づき、保全映）

全の有効性を評価する。保全の有効性評価は、以下の情報を適切の有効性を評価する。保全の有効性評価は、以下の情報を適切に組に組み合わせて行う。

み合わせて行う。

a.保全活動管理指標の監視結果

a.保全活動管理指標の監視結果

b.機器等稼動状況・点検状況の結果

b.機器等稼動状況・点検状況の結果

c.保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績

c.保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績

d.トラブルなど運転経験

d.トラブルなど運転経験

e.他プラントのトラブル及び経年劣化傾向に係るデータ

e.他プラントのトラブル及び経年劣化傾向に係るデータ

f.リスク情報及び科学的知見

f.リスク情報及び科学的知見(2) 保守担当課長は、保全の有効性評価の結果を踏まえ、構築物、系(2) 保守担当課長は、保全の有効性評価の結果を踏まえ、構築物、系

統及び機器の保全方式を変更する場合には、7.1 に基づき保全方式

統及び機器の保全方式を変更する場合には、6．1 に基づき保全方を選定する。また、構築物、系統及び機器の点検間隔を変更する場

式を選定する。また、構築物、系統及び機器の点検間隔を変更する

合には、保全重要度を踏まえた上で、以下の評価方法を活用して評場合には、保全重要度を踏まえた上で、以下の評価方法を活用して

価する。

評価する。

a.点検及び取替結果の評価

a.点検及び取替結果の評価

b.劣化トレンドによる評価

b.劣化トレンドによる評価

c.類似機器等のベンチマークによる評価

c.類似機器等のベンチマークによる評価

d.研究成果等による評価

d.研究成果等による評価(3) 保守担当課長は、保全の有効性評価の結果とその根拠及び必要となる改善内容について記録する。
[項を加える](3) 保守担当課長は、保全の有効性評価の結果とその根拠及び必要となる改善内容について記録する。
２．品質保証課長は、定期事業者検査の結果について、検査活動から得られた情報から、検査の有効性を評価し、検査が有効に機能していることを確認するとともに、継続的な改善につなげる。

12.保守管理の有効性評価

11．施設管理の有効性評価

原子力規制における検査制度の見直研開炉規則 第七十六条 第一項
五 発電用原子炉施設の保守管理方針、保守管

研開炉規則 第七十六条 第一項
五 施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施(1) 所長は、11.の保全の有効性評価の結果及び 2.の保守管理目標の(1) 所長は、10．の保全の有効性評価の結果及び 1．の施設管理目標

しに伴う変更（研究開発段階炉規則

達成度から、定期的に保守管理の有効性を評価し、保守管理が有効の達成度から、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有及びもんじゅの保安規定審査の考え

理の目標及び保守管理の実施に関する計画

計画を、それぞれ次に掲げる期間ごとに評価すに機能していることを確認するとともに、継続的な改善につなげ効に機能していることを確認するとともに、継続的な改善につな方並びに保安措置運用ガイドの反を、それぞれ次に掲げる期間ごとに評価すること（次条第一項から第三項までに規定する措

げる。

映）

ること（次条第一項から第三項に規定する置を除く。）

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

運用ガイド VI. 施設管理なし

る。
(2) 所長は、保守管理の有効性評価の結果とその根拠及び改善内容について記録する。

(2) 所長は、施設管理の有効性評価の結果とその根拠及び改善内容について記録する。

イ 施設管理方針及び施設管理目標にあっては、一定期間ロ 施設管理実施計画にあっては、前号イに規定する期間

運用ガイド VI. 施設管理
５．施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画の評価及び反映（第１項第５号及び第６号）
施設管理方針及び施設管理目標の評価については、施設管理の全体の実施状況を踏まえて、管理体制等の改善を検討する必要がある。

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132

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
施設管理実施計画の評価については、４．ア．の計画の期間ごとに施設管理に係る保安活動の実施状況を評価し、その後の施設管理に係る保安活動がより効果的かつ適切に実施されるよう、計画を改善していくことが必要である。
特に、施設管理目標及び施設管理実施計画については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも
以下の項目について最新の情報を収集して評価
し、設備等の信頼性を向上させるよう検討する必要がある。その際には、点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違の有無等を全体的に確認し、今後の点検等において想定すべき事項として経年劣化の傾向等を評価することが必要である。
i. 施設管理目標の監視結果
ii. 保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績
iii.トラブル等の経験その他の運転経験
iv. 高経年化技術評価、安全性向上評価及び定期
安全レビューの結果（該当する場合）
v. 他の原子力施設のトラブル及び経年劣化傾向に係るデータvi. リスク情報及び科学的知見

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

564
133

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
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。

開炉規則 第七十六条 第一項
六 前号の評価を実施する都度、速やかに、その結運用ガイド VI. 施設管理なし

運用ガイド VI. 施設管理
５．施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施
計画の評価及び反映（第１項第５号及び第６号）
施設管理方針及び施設管理目標の評価については、施設管理の全体の実施状況を踏まえて、管理体制等の改善を検討する必要がある。
施設管理実施計画の評価については、４．ア．の計画の期間ごとに施設管理に係る保安活動の実施状況を評価し、その後の施設管理に係る保安活動がより効果的かつ適切に実施されるよう、計画を改善していくことが必要である。
特に、施設管理目標及び施設管理実施計画については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも
以下の項目について最新の情報を収集して評価
し、設備等の信頼性を向上させるよう検討する必要がある。その際には、点検等の計画段階において想定していた経年劣化の傾向との相違の有無等を全体的に確認し、今後の点検等において想定すべき事項として経年劣化の傾向等を評価することが必要である。
i. 施設管理目標の監視結果
ii. 保全データの推移及び経年劣化の長期的な傾向監視の実績
iii.トラブル等の経験その他の運転経験
iv. 高経年化技術評価、安全性向上評価及び定期
安全レビューの結果（該当する場合）
v. 他の原子力施設のトラブル及び経年劣化傾向に係るデータvi. リスク情報及び科学的知見

研開炉規則 第七十六条 第一項
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。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）

果を施設管理方針、施設管理目標又は施設管理実施計画に反映すること。

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定め[項目を加える]12．構成管理関係課長は、施設管理を通じて以下の要素間の均衡を維持する。

た施設管理の実施に関する計画（以下この項におい（1） 設計要件（第 3 条 7．3．1 に示す業務・原子炉施設に対する要て「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画

求事項のうち、「構築物、系統及び機器がどのようなものでなければに従って施設管理を実施すること。

ならないか」という要件を含む第 103 条の 4 の設計管理に対する要イ （省略）

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（保安措置運用ガイドの反映）

求事項をいう。
）（2） 施設構成情報（第 3 条 4．2．1 に示す文書のうち、「構築物、系［号の細分を加える。
］

運用ガイド VI. 施設管理なし

ロ 発電用原子炉施設の設計及び工事に関すること。

統及び機器がどのようなものか」を示す図書、情報をいう。
）（3） 物理的構成（実際の構築物、系統、及び機器をいう）

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
イ．設計及び工事の計画及び実施（第４号ロ）

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134

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
施設管理実施計画の期間中に実施する原子力施設の設計及び工事について、対象とする設備等、関係する要求事項、実施体制、工程等を明確にする必要がある。なお、設計及び工事は長期間を要することも多く、施設管理実施計画の期間を超えるものについては、設計及び工事の全体工程を明確にしつつ、施設管理実施計画の期間内で実施する事項について特に明確にしていくものとする。
設計及び工事の計画については、使用開始後では、要求事項の変更を受けて行うもののほか、点検等の結果から機能を回復するために行うもの、他の原子力施設及び原子力施設以外の運転経験等も含めて予防保全として行うものなどが考えられ、経緯、理由等を整理した上で計画していくことが重要である。
設計時には、対象となる設備等が周囲の設備等へ悪影響を及ぼすことがないよう配慮しつつ、要求事項に適合していることを検査で検証できるよう、工事の方法に加えて、点検等の方法、時期等についても検討する必要がある。その際、採用する施工方法に応じて、施工前に施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響の範囲の健全性について適切に確認することについても検討する必要がある。また、オ．に記載している工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置と合わせて検討し、安全が確保された中で、点検等及び工事が実施できるよう設計上の配慮がなされる必要がある。
工事の実施においては、あらかじめ要領書等を定め、設計時の考慮事項等が適切に施工時に反映されるよう体制を整備する必要がある。
また、原子力施設の安全確保には設備等の実態を把握することが基礎となることから、設備図書が実態を適切に示すものとなっていることを設計及び工事の計画、実施の各段階で確認していく必要がある。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

566
135

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第七十六条 第一項
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。

［号の細分を加える。
］

運用ガイド VI. 施設管理なし

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項において「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画に従って施設管理を実施すること。
イ、ロ （省略）
ハ 発電用原子炉施設の巡視（発電用原子炉施設の保全のために実施するものに限る。）に関すること

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
ウ．巡視の計画及び実施（第４号ハ）
原子力施設の状況を日常的に確認し、偶発故障等の発生も念頭に、設備等が正常な状態から逸脱した場合、又は逸脱する兆候が認められる場合に、適切に正常な状態に回復させることができるよう、保全に従事する者が毎日１回以上（廃止措置中で施設内に核燃料物質が存在しない場合※３には毎週１回以上）の巡視をするものとし、体制、巡視時の確認の視点等を整備し、実施していく必要がある。
また、設備図書が実態を適切に示すものとなるよ
うに設備図書を見直す機会を持つことにもつながる
ことから、巡視時の設備図書との照合は重要である。
※３ 第一種廃棄物埋設施設及び第二種廃棄物埋設施設に係る巡視の場合を含む。

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
24 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（研開炉規則第87 条第3 項第24 号）○ メーカー等保守点検を行った事業者から得た保安に関する技術情報を、原子力事業者等の情報共有の場を活用して他の原子炉設置者と共有し、発電用原子炉施設の保安を向上させるための措置が定められていること。

13.情報共有
研開炉規則 第八十七条 第３項
二十 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。

（変更なし）（変更なし）

品質保証課長は、「もんじゅ不適合管理要領」に従い、原子炉施設の保安の向上を図る観点から必要な技術情報を、他の原子炉設置者と情報共有を行う。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
19 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（研開炉規則第87 条第３項第20 号）○ メーカー等保守点検を行った事業者から得た保安に関する技術情報を、原子力事業者等の情報共有の場を活用して他の原子炉設置者と共有し、発電用原子炉施設の保安を向上させるための措置が定められていること。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前
14.故障リスクへの対応

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後
（変更なし）

備考（記載の考え方）（変更なし）

保守担当課長は、燃料取出し作業等の工程に大きな影響を及ぼす
ような機器については、以下の対応を行う。
(1) 故障時に調達に時間を要する海外調達物品や生産中止物品等を予備品として保有する。
(2) 施設の安全性に影響がない機器であっても、必要に応じて消耗品の取替え等を行う。

研開炉規則 第八十七条 第３項
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。
）。

原子力規制における検査制度の見直（溶接事業者検査の実施体制）
研開炉規則 第八十七条 第３項
十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

第１０３条の２ 所長は、溶接事業者検査を統括する。

第１０３条の２ （削除）

しに伴う変更（保安措置運用ガイドの反映）

２ 溶接事業者検査の実施箇所の課長は、関係箇所と十分な連絡協調を図りながら溶接事業者検査を進めるとともに所管する検査員の職務の遂行に関して適切な指示・管理を行う。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
23 発電用原子炉施設の保守管理（研開炉規則第87条第3 項第23 号）④ 保守管理には、溶接事業者検査の実施に関することが含まれていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 発電用原子炉施設の施設管理（研開炉規則第87条第３項第19号）
削除（事業者自主検査の実施体制）
第１０３条の３ 所長は、事業者自主検査＊1 を統括する。

原子力規制における検査制度の見直第１０３条の３ （削除）

２ 事業者自主検査＊1 の実施箇所の課長は、関係箇所と十分な連絡協しに伴う変更（保安措置運用ガイドの反映）調を図りながら事業者自主検査を進めるとともに所管する検査員の職務遂行に関して適切な指示・管理を行う。
＊1：廃止措置計画の第 6-1 表に示した維持機能を確認する検査をいう。

研開炉規則 第七十六条 第一項
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。

［号の細分を加える。
］

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項におい[条を加える]（設計管理）

原子力規制における検査制度の見直第１０３条の４ 関係課長は、性能維持施設の工事を行う場合、新たなしに伴う変更（保安措置運用ガイド

設計又は過去に実施した設計結果の変更に該当するかどうかを判断す

の反映）

る。

て「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画に従って施設管理を実施すること。
イ （省略）
ロ 発電用原子炉施設の設計及び工事に関すること。

２ 関係課長は、第1項において該当すると判断した場合、次の各号に掲げる要求事項を満たす設計を第３条7.3（設計・開発）に従って実施する。
（1）保全の結果の反映及び既設設備への影響の考慮を含む、機能又は性能に関する要求事項（2）「研究開発段階発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する運用ガイド VI. 施設管理なし

規則」の規定及び設置変更許可申請書の記載事項を含む、適用され運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）

る法令・規制要求事項（3）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（4）設計・開発に不可欠なその他の要求事項
３ 前項における設計には、次条に定める作業管理及び定期事業者検査の実施を考慮する。

イ．設計及び工事の計画及び実施（第４号ロ）
施設管理実施計画の期間中に実施する原子力施設の設計及び工事について、対象とする設備等、関係する要求事項、実施体制、工程等を明確にする必

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成する

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
要がある。なお、設計及び工事は長期間を要することも多く、施設管理実施計画の期間を超えるものについては、設計及び工事の全体工程を明確にしつつ、施設管理実施計画の期間内で実施する事項について特に明確にしていくものとする。
設計及び工事の計画については、使用開始後では、要求事項の変更を受けて行うもののほか、点検等の結果から機能を回復するために行うもの、他の原子力施設及び原子力施設以外の運転経験等も含めて予防保全として行うものなどが考えられ、経緯、理由等を整理した上で計画していくことが重要である。
設計時には、対象となる設備等が周囲の設備等へ悪影響を及ぼすことがないよう配慮しつつ、要求事項に適合していることを検査で検証できるよう、工事の方法に加えて、点検等の方法、時期等についても検討する必要がある。その際、採用する施工方法に応じて、施工前に施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響の範囲の健全性について適切に確認することについても検討する必要がある。また、オ．に記載している工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置と合わせて検討し、安全が確保された中で、点検等及び工事が実施できるよう設計上の配慮がなされる必要がある。
工事の実施においては、あらかじめ要領書等を定め、設計時の考慮事項等が適切に施工時に反映されるよう体制を整備する必要がある。
また、原子力施設の安全確保には設備等の実態を把握することが基礎となることから、設備図書が実態を適切に示すものとなっていることを設計及び工事の計画、実施の各段階で確認していく必要がある。

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項においため、次の事項を定めた保守管理の実施に関すて「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画る計画を策定し、当該計画に従って保守管理をに従って施設管理を実施すること。

実施すること。

イ （省略）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）

原子力規制における検査制度の見直し
第１０３条の５ 関係課長は、前条の設計管理の結果に従い工事を実施 に伴う変更（保安措置運用ガイドの反映）する。
（作業管理）[条を加える]２ 関係課長は、性能維持施設の点検及び工事を行う場合原子炉施設の安全を確保するために、次の事項を考慮した作業管理を行う。
(1) 他の原子炉施設及び周辺環境からの影響による作業対象設備の［号の細分を加える。
］

運用ガイド VI. 施設管理なし

ロ 発電用原子炉施設の設計及び工事に関すること。
運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）

損傷及び劣化の防止(2) 性能維持施設に対する悪影響の防止(3) 供用開始後の管理上重要な初期データの採取(4) 作業工程の管理(5) 供用開始までの作業対象設備の管理(6) 第6章に基づく放射性廃棄物管理(7) 第7章に基づく放射線管理３ 関係課長は、原子炉施設の状況を日常的に確認し、偶発故障等の発

イ．設計及び工事の計画及び実施（第４号ロ）
施設管理実施計画の期間中に実施する原子力施設の設計及び工事について、対象とする設備等、関係する要求事項、実施体制、工程等を明確にする必要がある。なお、設計及び工事は長期間を要することも多く、施設管理実施計画の期間を超えるものについては、設計及び工事の全体工程を明確にしつ生も念頭に、設備等が正常な状態から外れ、又は外れる兆候が認められる場合に、適切に正常な状態に回復させることができるよう、本項及び第16条による巡視を定期的に実施する。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
つ、施設管理実施計画の期間内で実施する事項について特に明確にしていくものとする。
設計及び工事の計画については、使用開始後では、要求事項の変更を受けて行うもののほか、点検等の結果から機能を回復するために行うもの、他の原子力施設及び原子力施設以外の運転経験等も含めて予防保全として行うものなどが考えられ、経緯、理由等を整理した上で計画していくことが重要である。
設計時には、対象となる設備等が周囲の設備等へ悪影響を及ぼすことがないよう配慮しつつ、要求事項に適合していることを検査で検証できるよう、工事の方法に加えて、点検等の方法、時期等についても検討する必要がある。その際、採用する施工方法に応じて、施工前に施工部周辺への影響を適切に評価するとともに、施工後において当該影響の範囲の健全性について適切に確認することについても検討する必要がある。また、オ．に記載している工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置と合わせて検討し、安全が確保された中で、点検等及び工事が実施できるよう設計上の配慮がなされる必要がある。
工事の実施においては、あらかじめ要領書等を定め、設計時の考慮事項等が適切に施工時に反映されるよう体制を整備する必要がある。
また、原子力施設の安全確保には設備等の実態を把握することが基礎となることから、設備図書が実態を適切に示すものとなっていることを設計及び工事の計画、実施の各段階で確認していく必要がある。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第七十六条 第一項
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。
［号の細分を加える。
］

運用ガイド VI. 施設管理なし

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項において「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画に従って施設管理を実施すること。
ハ 発電用原子炉施設の巡視（発電用原子炉施設の保全のために実施するものに限る。）に関すること運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
ウ．巡視の計画及び実施（第４号ハ）
原子力施設の状況を日常的に確認し、偶発故障等の発生も念頭に、設備等が正常な状態から逸脱した場合、又は逸脱する兆候が認められる場合に、適切に正常な状態に回復させることができるよう、保全に従事する者が毎日１回以上（廃止措置中で施設内に核燃料物質が存在しない場合※３には毎週１回以上）の巡視をするものとし、体制、巡視時の確認の視点等を整備し、実施していく必要がある。
また、設備図書が実態を適切に示すものとなるよ
うに設備図書を見直す機会を持つことにもつながる
ことから、巡視時の設備図書との照合は重要である。
※３ 第一種廃棄物埋設施設及び第二種廃棄物埋設施設に係る巡視の場合を含む。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第七十六条 第一項
四 前号に規定する保守管理の目標を達成する

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

ため、次の事項を定めた保守管理の実施に関す

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定める計画を策定し、当該計画に従って保守管理をた施設管理の実施に関する計画（以下この項におい実施すること。

て「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
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改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）に従って施設管理を実施すること。
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（法第四十ニ 発電用原子炉施設の点検等の方法、実施頻度
及び時期（発電用原子炉の運転中及び運転停
止中の区別を含む（法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けたものを除く。）。）に関すること。

三条の三の三十四第二項の認可を受けたものを除く。
）。
）に関すること

運用ガイド VI. 施設管理なし

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
エ．点検等の計画及び実施（第４号ニ）点検等（使用前事業者検査、使用前検査及び定期事業者検査に係るものを含む。）について、方法、実施頻度及び時期を、全体像を整理した実施計画や個別の点検等に係る要領書等によって、あらかじめ定めることが必要である。
点検等は、工事対象の設備等の使用を開始する前に実施するもの（以下「使用前点検」という。）と、使用開始後の機能の維持のために実施するもの（以下「使用中点検」という。）に区分し、全体の計画を策定する必要がある。使用前点検については、Ⅱ．において記載している使用前事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、使用中点検については、Ⅲ．において記載
している定期事業者検査等に対する要求事項も踏まえて、それぞれ計画し、実施することが必要である。
○点検等の範囲
点検等を実施する機器等又は系統ごとに、以下の視点を踏まえて点検方法として適切な単位で計画することが必要である。
・使用前事業者検査等又は定期事業者検査に係る点検等
・長期施設管理方針を踏まえて実施する点検等
・性能維持のための措置を伴う点検等
これら以外の点検等については、系統単位でまとめる等簡易な扱いとすることができる。
○点検等の方法
使用前点検の方法としては、設計事項が適切に具体化され、施工管理が適切になされているかどうかを確認できるよう検討することが必要であり、その上で要求事項に適合していることを確認するものである必要がある。また、使用前点検では、使用中
点検で経年劣化の傾向を監視する上での初期情報を取得することも重要である。
使用中点検の方法としては、点検等を行う設備等の施設管理の重要度を踏まえて、①時間基準保全、②状態基準保全（機器等の状態を監視し、その状態を基準に点検等の時期を定める方式）、及び③
事後保全（機器等の機能喪失発見後に修復を行う

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
方式）のいずれかの保全方式とするか※４を明確にした上で、経年劣化事象による劣化の有無及び劣化の傾向を監視できるものであるか、性能維持のための措置を伴うものであるかを含め、点検等の内容を明確にする必要がある。
（以下、省略）

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改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

研開炉規則 第七十六条 第一項
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。
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。

運用ガイド VI. 施設管理なし

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項において「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画に従って施設管理を実施すること。
ホ 発電用原子炉施設の工事及び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。

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
オ．工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置（４号ホ）
工事及び点検等の工程に応じて、原子力施設の運転等の停止時※６を含めて、当該工程における原子力施設の状態、遵守すべき運転上の制限及びその遵守のための具体的な対策を計画し、施設管理に係る保安活動の実施に当たって保安を確保する必要がある。
なお、上述の計画は報告時点のものとし、工程の期間変更といった各工程における措置に変更がな
い場合には、報告の内容を変更する必要はないものとする。
※６ オ．の趣旨は、定期事業者検査のため停止していた沸騰水型原子炉において、制御棒駆動水圧系の点検等の作業中に、想定外の制御棒の引き抜きが起きたことを踏まえたものである。

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第七十六条 第一項
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。
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。
運用ガイド VI. 施設管理なし

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

研開炉規則 第七十六条 第一項
四 施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下この項において「施設管理実施計画」という。）を策定し、当該計画に従って施設管理を実施すること。
ヘ 発電用原子炉施設の設計、工事、巡視及び点検等の結果の確認及び評価の方法に関すること。

運用ガイド VI. 施設管理
４．施設管理の実施に関する計画（第１項第４号）
施設管理実施計画は、施設管理目標を達成するため、原子力施設を構成する設備等を要求される機能や施設管理の重要性を踏まえて整理し、以下の事項を含めて策定する必要がある。
（省略）
カ．施設管理に係る保安活動の結果の確認及び評価の方法（第４号ヘ）
設計の結果の確認及び評価においては、要求事項との対応関係を明確にし、要求事項を満たしているかどうかを検証することが必要であり、改善すべき事項が見つかった場合には設計の方法等の問題点を分析することが必要である。
工事の結果の確認及び評価においては、点検等で確認することになるが、点検等の結果として工事の不備等が確認された場合においてその原因等を分析することが必要である。
点検等の結果の確認及び評価については、点検等においてあらかじめ設定した判定基準に基づき対応することになるが、その際、Ⅲ．５．に記載の原子力施設の評価を含め、経年劣化の傾向が見られるものであって引き続き使用するものにおいては、その後の使用における経年劣化の進展を評価し、次回の点検等まで機能を維持することの評価が必要である。

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研開炉規則 第八十七条 第３項
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。
）。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
研開炉規則 第八十七条 第３項
十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前[条を加える]第 8 章_保守管理 102～103 条の 2

改 正 後

備考（記載の考え方）（定期事業者検査の実施）

原子力規制における検査制度の見直第１０３条の６ 所長は、性能維持施設の性能を定期に確認するためのしに伴う変更（保安措置運用ガイド

定期事業者検査の計画及び実施の報告を行う。

の反映）

２ 品質保証課長は、第4条に定める保安に関する組織のうち、検査対象となる設備等の保守担当課とは別の組織の者を実施責任者として指名

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
23 発電用原子炉施設の保守管理（研開炉規則第87条第3 項第23 号）① 省略② 日常の保安活動の評価を踏まえ、発電用原子炉施設の保守管理に関することについて、適切な内容が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
18 発電用原子炉施設の施設管理（研開炉規則第87条第３項第19号）① 省略② 使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することが定められていること。

する。
３ 前項の検査実施責任者は、次の事項を実施する。
（1）検査の実施体制を構築すること。
（検査員の指名を含む）（2）検査要領書＊１を作成し、検査を実施すること。
（3）
検査対象の原子炉施設が廃止措置計画の性能維持施設の性能を満足するものであることを判断するために必要な検査項目と検査
項目毎の判定基準を定めること。

研開炉技術基準規則 第三条の二
法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けた場合には、当該認可に係る廃止措置計画（同条第三項において準用する法第十二条の六第三項又は同条第五項の規定による変更の認可又は届出があったときは、その変更後のもの。以下この条において同じ。）で定める性能維持施設（研開炉規則第百十一
条第一項第六号の性能維持施設をいう。）について
は、第二章及び第三章の規定にかかわらず、当該認可に係る廃止措置計画に定めるところにより、当該施設を維持しなければならない。

（4）検査項目毎の判定結果を踏まえ、検査対象の原子炉施設が前項の基準に適合することを最終判断すること。
４ 検査実施責任者は、検査内容及び検査対象設備の重要度に応じて、検査実施責任者の立会頻度を定め、立ち会う。
５ 品質保証課長は、以下の事項を実施する。
（1）検査業務に係る役務を調達する場合、当該役務の供給者に対して管理を行うこと。
（2）検査に係る記録の管理を行うこと。

研開炉技術基準規則の解釈なし（3）検査に係る要員の教育を行うこと。
＊１：各設備の特徴に応じ、検査の時期、対象、以下に示す方法その他必要な事項を定めた検査実施要領を定める。
・廃止措置計画の性能維持施設の性能を確認するために十分な方法

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第５１条
（定期事業者検査の実施時期）
第五十一条 定期事業者検査は、次に掲げる時期に行うものとする。

研開炉規則 第５１条
（定期事業者検査の実施時期）
第五十一条 定期事業者検査は、発電用原子炉施設について、定期事業者検査が終了した日以降十三月を超えない時期（判定期間が十四月以上であるもの
として原子力規制委員会が別に指定した場合は、その指定した時期）ごとに行うものとする。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に係る工事の後の初回の定期事業者検査については、その運転が開始された日以降十三月を超えな
い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一号
及び第二号に掲げる方法による定期事業者検査にあっては、第四十四条第一項又は第四十五条第一項第二号若しくは第三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三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六月を超えない
時期ごと［各号を削る。
］［項を加える。
］

２ 前項の判定期間は、原子力規制検査において、発電用原子炉施設（当該発電用原子炉施設を構成する機械又は器具であって、第一号及び第二号のいずれにも該当し、かつ、第三号に該当しないものに限る。
）が次条第二項の一定の期間を満了するまでの間法第四十三条の三の十四の技術上の基準（以下この項、第七十六条第一項第一号及び第九十四条の六第一号において「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場合における当該期間（機械又は器具ごとにその期間が異なる
場合には、そのうち最も短い期間）とする。
一 次条第一項第一号及び第二号並びに第二項に規定する方法による定期事業者検査（炉心の性能に係るものを除く。
）を行うべきもの
二 定期事業者検査の都度、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もの
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施設の使用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 発電用原子炉施設の使用時にその機械又は器具を検査することにより発電用原子炉施設の保安の確保に支障を来さないもの

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
２ 特定発電用原子炉施設についての次条第一号及び第二号に掲げる方法による定期事業者検査であって、当該定期事業者検査を行うことにより発電用原子炉の運転時における発電用原子炉施設の保安の確保に支障を来さないもの（施設定期検査を受けるべきものを除く。）にあっては、前項第一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、第一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 使用の状況から第一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、第一項に規定する時期に定期事業者検査を行うことが著しく困難であると認めて、原子力規制委員会が定期事業者検査を行うべき時期を定めて承認したとき。

４ 前項各号の承認を受けようとする者は、次に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を行うべき発電用原子炉施設の種類及び出力

四 直近の定期事業者検査が終了した年月日
五 定期事業者検査開始希望年月日及びその理
由
５ 前項の申請書には、申請に係る発電用原子炉施設の使用の状況を記載した書類を添付しなければならない。ただし、当該申請が第三項第二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。

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
３ 発電用原子炉施設についての次条第一項第一号
及び第二号並びに第二項に規定す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（法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けた場合にあっては、発電用原子炉施設の使用時）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にあっては、第一項の規定にかかわらず、同項に規定する時期よりも前の時期に行うことができる

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

４ 次に掲げる場合にあっては、第一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 使用の状況から第一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、第一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。

５ 前項各号の承認を受けようとする者は、次に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
二 発電用原子炉を設置した工場又は事業所の名称及び所在地
三 検査を行うべき発電用原子炉施設の種類及び施設番号（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。第五十五条第二項第三号において同じ。）
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
６ 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、当該申請が第四項第二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。

577
146

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則（定期事業者検査の実施）第五十二条 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

研開炉規則（定期事業者検査の実施）第五十二条 定期事業者検査は、次に掲げる方法により行うものとする。
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［号を削る。］［項を加える。］

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、当該発電用原子炉施設がその期間が満了するまでの間技術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。

［項を加える。］

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 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 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 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 第二項の一定の期間は、十三月以上としなければならない。
５ 第二項の一定の期間は、定期事業者検査を開始する日の三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、同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。
６ 定期事業者検査を行うに当たっては、あらかじ
め、検査の時期、対象、方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を定めるものとする。

［項を加える。］［項を加える。］［項を加える。］

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 8 章_保守管理 102～103 条の 2
備考（記載の考え方）

578
147

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

改 正 後

第９章 非常時の措置

第９章 非常時の措置

第１節 事前対策

第１節 事前対策

第 09 章_非常時の措置(第 104～115 条)
備考（記載の考え方）（変更なし）（非常事態の定義）
第１０４条 この規定において「非常事態」とは、地震、火災及びその（変更なし）

他の原因により、放射性物質の放出による被害が発生するおそれがある場合又は発生した場合であって、もんじゅの通常組織では事故の原因除去、拡大防止等のための活動を迅速かつ適切に行うことができな
い事態をいう。
（変更なし）（非常事態対策組織）
研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第１０５条 施設保安課長は、非常事態が発生した場合に直ちに非常（変更なし）

事態対策活動を行えるよう、班、役割を定めた非常事態対策組織をあらかじめ編成し、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

② 緊急事態が発生した場合における運転操作に関する規程類を作成することが定められていること。

② 緊急時における運転に関する組織内規程類を作成することが定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

２ 非常事態対策組織に本部を置き、本部長は所長があたる。ただし、所長は、本部長としての職務が果たせない場合に備えてあらか
じめ代行者を定めておく。

（変更なし）（要員の確保）第１０６条 施設保安課長はあらかじめ前条に基づき編成した非常事（変更なし）

態対策組織に対応する、具体的な所員の配置を定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受けるとともに、所長の承認を得る。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

（変更なし）（緊急作業従事者の選定）
第１０６条の２ 施設保安課長は、次の各号に掲げる全ての要件に該（変更なし）

当する所員及び協力会社従業員等の放射線業務従事者（女子については、妊娠不能と診断された者に限る。
）から、緊急作業に従事させるための要員（以下「緊急作業従事者」という。
）を選定し、所長のもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

⑥ 緊急作業に従事させる放射線業務従事者を次に掲げる要件に該当する者から選定することが定められていること。
I 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⑥ 緊急作業に従事させる放射線業務従事者を次に掲げる要件に該当する者から選定することが定められていること。
I 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承認を得る。
(1) 別表１０６の２に定める緊急作業についての教育を受けた上で、緊急作業に従事する意思がある旨を、理事長に書面で申し出た者であること。
(2) 別表１０６の２に定める緊急作業についての訓練を受けた者であること。
(3) 実効線量について２５０ミリシーベルトを線量限度とする緊急作業従事者は、原子力災害対策特別措置法第８条第３項に規定する原子力防災要員、同法第９条第１項に規定する原子力防災管

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
を機構の理事長に書面で申し出た者であること。
II 緊急作業についての訓練を受けた者であること。
Ⅲ 実効線量について250mSvを線量限度とす
る緊急作業に従事する作業員及び協力企業の作業員は、原子力災害対策特別措置法
第8 条第3 項に規定する原子力防災要員、
同法第9 条第1 項に規定する原子力防災管理者又は同法同条第3 項に規定する副原子力防災管理者であること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）
を機構の理事長に書面で申し出た者であること。
II 緊急作業についての訓練を受けた者であること。
Ⅲ 実効線量について250mSvを線量限度とす
る緊急作業に従事する従業員は、原子力災害対策特別措置法第８条第３項に規定する原子力防災要員、同法第９条第１項に規定する原子力防災管理者又は同条第３項に規定する副原子力防災管理者であるこ
と。

改 正 前

改正前後比較表
改 正 後研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

備考（記載の考え方）

理者又は同法同条第３項に規定する副原子力防災管理者であること。

（変更なし）（器材の整備）研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第 09 章_非常時の措置(第 104～115 条)

第１０７条 施設保安課長、管理課長、安全管理課長及び施設保全課長（変更なし）

は、非常事態対策活動に必要な通信連絡用器材、防護具類、放射線管
理用計測器等をあらかじめ準備し、「災害対策管理要領」に従い定期的な点検を実施して常に使用可能な状態に整備しておく。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

⑨ 緊急時の措置が講じられるよう、平常時に資機材の準備及び防災訓練の実施頻度について定められていること。

⑨ 緊急時の措置が講じられるよう、平常時に資機材の準備及び防災訓練の実施頻度について定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

（変更なし）（通報系統）
第１０８条 施設保安課長は、非常事態が生じた場合の機構内及び（変更なし）

国、県、市、警察署、消防署等の機構外関係機関との通報系統をあらかじめ定め、安全・品質保証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）③ 緊急事態が発生したときは、定められた通報経路に従って関係機関に通報することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）③ 緊急事態が発生したときは、定められた通報経路に従って関係機関に通報することが定められていること。
（変更なし）（非常時対処訓練）
研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第１０９条 所長は、所員に対して、非常事態に対処するための総合（変更なし）＊１

的な実地訓練を、１年に１回 以上実施する。
２ 施設保安課長は、前項の実地訓練を行うに当たっては、あらかじ
め、目的、日時、対象者を定めた実施計画を作成し、安全・品質保

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑨ 緊急時の措置が講じられるよう、平常時に資機材の準備及び防災訓練の実施頻度について定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑨ 緊急時の措置が講じられるよう、平常時に資機材の準備及び防災訓練の実施頻度について定められていること。

証部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
３ 所長は、緊急作業従事者に対して別表１０６の２に定める緊急作業についての訓練を１年に１回＊１以上実施する。
＊１：４月１日を始期とする。

第２節 初期活動

第２節 初期活動
研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

（変更なし）（通報）第１１０条 原子炉施設に異常が発生し、又は発生するおそれがあるこ（変更なし）

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

第 09 章_非常時の措置(第 104～115 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）とを発見した者は、直ちに当直長に通報する。
２ 当直長は、原子炉施設に異常が発生し、その状況が非常事態であり
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合には、その旨を直ちに施設管理課長に通報する。
３ 施設管理課長は、前項の通報を受けた場合には、その旨を直ちに所
長、原子炉主任技術者、廃止措置部長及び安全管理課長に通報する。

（応急措置）（応急措置）

第１１１条 当直長は、直ちに異常の状況を把握し、必要に応じて次の第１１１条 当直長は、直ちに異常の状況を把握し、必要に応じて次の応急措置を講ずる。

応急措置を講じる。

(1) 異常の拡大防止に努めること。

(1) 異常の拡大防止に努めること。

(2) 前号の措置を講ずるために必要な人員以外の者を管理区域外(2) 前号の措置を講じるために必要な人員以外の者を管理区域外に退避させること。

に退避させること。

(3) 救護活動を行うこと。

(3) 救護活動を行うこと。

２ 安全管理課長は、前条第３項の通報を受けた場合には、周辺監視区

２ 安全管理課長は、前条第３項の通報を受けた場合には、周辺監視区

域内の線量当量率及び空気中の放射性物質の濃度を調査し、その結果域内の線量当量率及び空気中の放射性物質の濃度を調査し、その結果を所長、原子炉主任技術者及び安全・品質保証部長に報告する。また、を所長、原子炉主任技術者及び安全・品質保証部長に報告する。また、必要に応じて放射線防護上の措置を講ずる。

必要に応じて放射線防護上の措置を講じる。

第３節 非常時における活動

第３節 非常時における活動
もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

（非常事態の発令）（非常事態における活動）（非常事態における活動）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。

第１１３条 本部長は、非常事態が発令された場合には、非常事態対策第１１３条 本部長は、非常事態が発令された場合には、非常事態対策組織を設置し、対策要員の招集を行い、その旨をもんじゅ内へ周知す組織を設置し、対策要員の招集を行い、その旨をもんじゅ内へ周知するとともに、機構内及び機構外関係機関に通報する。

るとともに、機構内及び機構外関係機関に通報する。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第１１２条 所長は、第１１０条第３項により通報を受け、その事態が記載の適正化
記載の適正化

記載の適正化（変更なし）（変更なし）

非常事態に該当すると判断した場合には、直ちに非常事態を発令する。

２ 非常事態対策組織は、本部長の統括のもとに事故の原因除去、拡大

２ 非常事態対策組織は、本部長の統括のもとに事故の原因除去、拡大防止等の措置を講ずる。

防止等の措置を講じる。

記載の適正化（緊急作業従事者の線量管理等）
第１１３条の２ 本部長は、緊急作業従事者が緊急作業期間中に受け（変更なし）

る線量を可能な限り低減するため、次の各号に掲げる事項を実施する。
(1) 緊急作業従事者が緊急作業に従事する期間中の実効線量及びもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑦ 緊急作業に従事する放射線業務従事者について、次の事項が定められていること。
I 緊急作業に従事する期間中の線量管理（放射線防護マスクの着用等による内部被ばくの管理を含む。
）を実施すること。
II 緊急作業に従事した際に健康診断を受診させる等の非常の場合に採るべき処置に関する適切な内容。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑦ 緊急作業に従事する放射線業務従事者について、次の事項が定められていること。
I 緊急作業に従事する期間中の線量管理（放射線防護マスクの着用等による内部被ばくの管理を含む。
）を実施すること。
II 緊急作業に従事した際に健康診断を受診させる等の非常の場合に採るべき処置に関する適切な内容。

等価線量を別表１１３の２に定める項目及び頻度に基づき評価するとともに、法令に定める線量限度を超えないように被ばく線量の管理を実施する。
(2) 原子炉施設の状況及び作業内容を考慮し、放射線防護マスクの着用等の放射線防護措置を講じる。
２ 本部長は、緊急作業従事者に対し、緊急作業期間中及び緊急作業に係る業務から離れる際、医師による健康診断を実施する。

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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改 正 前

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第１１４条 本部長は、非常事態が終息し、通常組織で対処できると判

改正前後比較表

第 09 章_非常時の措置(第 104～115 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）（変更なし）（非常事態の解除）（変更なし）

断した場合には、非常事態対策組織活動の終結を宣言する。
２ 本部長は、非常事態対策活動の終結に当たって、非常事態対策組織を解散するとともに、その旨をもんじゅ内へ周知し、機構内及び機構

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）⑧ 緊急事態を発生させた事象が収束したときは緊急時体制を解除することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）⑧ 緊急事態を発生させた事象が収束したときは緊急時体制を解除することが定められていること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十六 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十五 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 非常の場合に採るべき処置（研開炉規則第87 条
第3 項第16 号）

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
15 非常の場合に講ずべき処置（研開炉規則第87 条
第３項第15 号）④ 緊急事態の発生をもってその後の措置は防災業務計画によることが定められていること。

④ 緊急事態の発生をもってその後の措置は、
原子力災害対策特別措置法（平成11年法律第156号）第７条第１項の原子力事業者防災業
務計画によることが定められていること。

外関係機関へ通報する。

第４節 原子力災害対策特別措置法に基づく緊急事態等の措置（原子力災害対策特別措置法に基づく措置）

第４節 原子力災害対策特別措置法に基づく緊急事態等の措置（変更なし）（変更なし）

第１１５条 原子力災害対策特別措置法に基づく措置が必要な場合は、本規定にかかわらず当該措置を優先する。

582
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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

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高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

改 正 後

第１０章 保安教育

第１０章 保安教育

第 10 章_保安教育(第 116～117 条)
備考（記載の考え方）（所員への保安教育）
第１１６条 計画管理課長は、毎年度、原子炉施設の廃止措置を行う所員（変更なし）（変更なし）

への保安教育実施計画を別表１１６－１、別表１１６－２及び別表１
１６－３の実施方針に基づいて定め、廃止措置部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
２ 計画管理課長、安全管理課長、施設管理課長及び燃料環境課長は、前項の保安教育実施計画に基づき、保安教育を実施する。安全管理課長、施設管理課長及び燃料環境課長は、項目、実施日、受講者氏名、教育時間を記載した実施結果を四半期毎及び年度毎に計画管理課長に通知する。
ただし、計画管理課長、安全管理課長、施設管理課長及び燃料環境課長は、次のいずれかに該当すると認めた者については、該当する教育について省略することができる。
(1) 他の原子力発電所において同等の保安教育を受けた者(2) 他の事業所において同等の保安教育を受けた者(3) 所長により別途定められた基準に従い、各項目の全部又は一部にもんじゅ保安規定の審査に関する考え方
７ 廃止措置を行う者に対する保安教育（研開炉規則第87 条第3 項第6 号）① 従業員及び協力企業の従業員について、保安教育実施方針が定められていること。

② 従業員及び協力企業の従業員について、保安教育実施方針に基づき、保安教育計画を定め、計画的に保安教育を実施することが定められていること。
③ 協力企業の従業員について、保安教育実施
方針に基づいた保安教育の実施状況を確認することが定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
６ 廃止措置を行う者に対する保安教育（研開炉規則第87 条第３項第６号）① もんじゅの運転及び管理を行う者（役務を供給する事業者に属する者を含む。以下「従業員」という。
）について、保安教育実施方針が定められていること。
② 従業員について、保安教育実施方針に基づき、保安教育計画を定め、計画的に保安教育を実施することが定められていること。

ついて十分な知識及び技能を有していると認めた者
３ 計画管理課長は前項の報告内容を四半期毎及び年度毎に取りまと
め、所長、原子炉主任技術者及び廃止措置部長に報告する。
４ 計画管理課長は、具体的な保安教育内容の見直し頻度を定める。
５ 計画管理課長、安全管理課長、施設管理課長及び燃料環境課長は、
具体的な保安教育の内容を定めるとともに、計画管理課長が定める見
直し頻度に従い、必要な見直しを行う。
（協力会社従業員への保安教育）③ 従業員について、保安教育実施方針に基づいた保安教育の実施状況を確認することが定められていること。

④ 次に掲げる事項について定められ、その見直しの頻度等についても定められていること。
I 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
II 発電用原子炉施設の構造及び性能に関すること。
III 発電用原子炉施設の廃止措置に関すること。
IV 放射線管理に関すること。
V 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。
VI 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

④ 次に掲げる事項について定められ、その見直しの頻度等についても定められていること。
I 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
II 発電用原子炉施設の構造及び性能に関すること。
III 発電用原子炉施設の廃止措置に関すること。
IV 放射線管理に関すること。
V 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。
VI 非常の場合に講ずべき処置に関すること。

⑤ 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⑤ 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

第１１７条 各課長は、原子炉施設に関する作業を協力会社に行わせる場
合は、当該協力会社従業員のもんじゅ入所時に安全上必要な教育が別
表１１７の実施方針に基づいて実施されていることを確認する。また、教育の実施状況を確認するため、教育現場に適宜立ち会う。

（変更なし）

ただし、前条第２項第１号から第３号のいずれかに該当すると認めた者については、同等の教育を受けた者として取扱うことができる。
２ 安全管理課長は、原子炉施設に関する作業のうち、管理区域内における業務を協力会社が行うに当たっては、当該業務に従事する協力会
社従業員に対し、安全上必要な教育が別表１１７の実施方針に基づいて実施されていることを確認する。また、教育の実施状況を確認する
ため、教育現場に適宜立ち会う。
ただし、前条第２項第１号から第３号のいずれかに該当すると認めた者については、同等の教育を受けた者として取扱うことができる。
３ 安全管理課長及び燃料環境課長は、原子炉施設に関する作業のうち
燃料取扱作業に関する業務、施設管理課長は、原子炉施設に関する作業のうち放射性廃棄物処理設備に関する業務を協力会社に行わせる場
合は、次の各号を遵守する。
(1) 当該業務に従事する従業員に対し、別表１１６－１、別表１１６－２及び別表１１６－３の実施方針に準じる保安教育実施計画を定めていることを確認し、所管部長及び原子炉主任技術者の確認を受け、所長の承認を得る。
(2) 前号の保安教育実施計画に基づいた保安教育が実施されていることを確認し、その実施結果を所長、原子炉主任技術者及び所管部

583
152

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定
改 正 前

改正前後比較表
改 正 後

第 10 章_保安教育(第 116～117 条)
備考（記載の考え方）

長に報告する。なお、教育の実施状況を確認するため教育現場に適宜立ち会う。
ただし、前条第２項第１号から第３号のいずれかに該当すると認めた者については、同等の教育を受けた者として取扱うことができる。

584
153

廃止措置計画

原子炉施設の廃止措置に関すること放射性廃棄物
管理

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

異常時の措置に関すること
巡視点検に関すること

緊急事態応急対策等、原子力防災対策活動に関することナトリウムの取扱・消火に関すること
品質保証活動に関すること

非常の場合に採るべき処置に関すること

品質保証に関すること

燃料の検査、取替、運搬及び貯蔵に関すること

燃料管理における臨界管理

放射性固体・液体・気体廃棄物の管理に関すること請負会社等の放射線防護に関すること

外部放射線に係る線量当量率等の測定に関すること
管理区域外への移動等物品移動の管理に関すること

管理区域への出入り管理等、区域管理に関すること
線量限度等、被ばく管理に関すること

放射線測定器の取扱い

保守管理計画に関すること

異常時対応（指揮、状況判断）

異常時対応（中央制御室内対応）

定期試験の操作に関すること
異常時対応（現場機器対応）

ナトリウムに関する事

燃料管理

放射線管理

保守管理

施設運用管理放射線管理に関すること

原子炉施設の廃止措置に関すること大分類

設備概要、主
要系統の機
能

廃止措置計
画

原子炉施設の構造、性能に関すること

原子炉施設の廃止措置に関すること内容ナトリウムの取扱・消火に関すること
品質保証活動に関することナトリウムに関する事
品質保証に関すること

燃料管理

緊急事態応急対策等、原子力防災対策活動に関すること

放射性廃棄物
管理
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

非常の場合に採るべき処置に関すること

放射性固体・液体・気体廃棄物の管理に関すること
燃料管理における臨界管理
燃料の検査、取替、運搬及び貯蔵に関すること

放射線管理

施設管理計画に関すること

異常時対応（指揮、状況判断）

異常時対応（中央制御室内対応）

放射線測定器の取扱い
管理区域への出入り管理等、区域管理に関すること
線量限度等、被ばく管理に関すること
外部放射線に係る線量当量率等の測定に関すること
管理区域外への移動等物品移動の管理に関すること請負会社等の放射線防護に関すること

施設管理

施設運用管理放射線管理に関すること

原子炉施設の廃止措置に関すること廃止措置工事管理

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
非常の場合に採るべき処置に関すること
関係法令及び保安規定
原子炉施設保の遵守に関すること
安規定

放射線管理に関すること

法令等の遵守とは、関係法令及び保安規定の遵守に関することをいう。

◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)

当直長
当直長補佐

1 回/3 年

管理区域内において核燃料物質、使用済
燃料又はこれ
らによって汚染された物を取り扱う業務につかせる時◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)

対象者、教育実施時期、教育時間については、別表１１６－３参照◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)

×◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎＊２◎（1.0 時間以上）◎（燃料取扱設備に関することのみ)＊２◎（0.5 時間以上)〇（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)○（0.5 時間以上）○（0.5 時間以上)○（1.0 時間以上）○（1.0 時間以上）

×○（1.0 時間以上）◎（1.0 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）○（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（1.0 時間以上）

技術系所員

◎
（0.5 時間以上)〇（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)○（0.5 時間以上）○（0.5 時間以上)○（1.0 時間以上）◎（1.0 時間以上）

対象者と教育時間は、別表１１６－２参照◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

燃料取扱作業の業務に関わる者×○（1.0 時間以上）

運転員以外

◎
（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎＊２◎（1.0 時間以上）◎（燃料取扱設備に関することのみ)＊２○（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上)〇（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)

×

×

×

◎
（1.0 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

×◎（0.5 時間以上）◎（1.0 時間以上）

事務系所員

◎
（0.5 時間以上)〇（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)

×

×

×

◎
（1.0 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

×◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）○（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（1.0 時間以上）

事務系所員

◎
（0.5 時間以上）

対象者と教育時間＊１◎（0.5 時間以上)

×◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上）

放射性廃棄物処理設備の業
務に関わる者◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以
上）
初級運転員
訓練運転員

対象者と教育実施時期、教育時間については、別表１１６－３参照◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)

上級運転員
中級運転員

◎
（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上)◎（1.0 時間以上）◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以
入所時
上）
（もんじゅ
新規配属時）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)

実施時期

運転員

◎ ：全員が教育の対象者（関連する業務内容に応じて教育内容に濃淡有り）○ ：業務に関連する者が教育の対象（関連する業務内容に応じ教育内容に濃淡有り）
× ：教育の対象外( )：合計の教育時間

品質保証活動に関すること
法、令、労働安全衛生規則、電離放射線障害防止規則の関係条項及び法令等の遵守に関すること＊３
原子炉、放射性廃棄物の廃棄設備及びその他の設備の構造に関すること
原子炉、放射性廃棄物の廃棄設備及びその他の設備の取扱いの方法
管理区域への立ち入り及び退去の手順
外部放射線による線量当量率及び空気中の放射性物質の濃度の監視の方
法
電離放射線が生体の細胞、組織、器官及び全身に与える影響
核燃料物質若しくは使用済燃料又はこれらによって汚染された物の種類
及び性状並びに運搬、貯蔵、廃棄の作業の方法・順序
異常な事態が発生した場合における応急措置の方法
総則、保安管理体制、保安教育、記録及び報告に関すること及び法令等の遵守に関すること＊３
廃止措置計画に関すること
工事の計画及び実施に関すること
施設運用管理（第 13 条～第 24 条の 2。ただし第 16 条は除く。）
施設運用上の基準に関すること
異常時の措置に関すること
巡視点検に関すること
定期試験の操作に関すること
異常時対応（現場機器対応）

品質保証に関すること
関係法令及び保安規定の遵守に関すること
原子炉施設の構造、性能に関すること非常時の場合に採るべき処置の概要

廃止措置の概要

原子炉容器等主要機器の構造に関すること
原子炉冷却系統等主要系統の機能・性能に関すること

原子炉のしくみ３

原子炉等規制法に関連する法令の概要及び法令等の遵守に関すること＊

保安教育の内容

各対象者に要求されている教育項目は、対象者となった時点から課せられる。
総教育時間は、３年間で２４時間以上とする。なお、記載するに当たっての考えは、以下のとおり。
・本教育は、同一細目であってもある教育で、複数の細目をカバーする場合もある。
・この○年間で○○時間以上とは、燃料取扱作業員が行う一連の教育の時間であり、上表はこの教育時間の中に含まれている。
（上述の表の細目の時間を累積した時間ではない）。
・各細目の内容が密接にかかわっていることから細目毎の時間の区別は行わない。

その他
反復教育

放射線業
務従事者
教育

原子炉等規
制法

関係法令及び保安規定の遵守に関すること

非常の場合に採るべき処置に関すること

小分類
（項目）

中分類
（研究開発段階炉規則
第 87 条の内容）

法令等の遵守とは、関係法令及び保安規定の遵守に関することをいう。

◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（1.0 時間以上）

技術系所員

◎
（1.0 時間以上）

運転員以外
燃料取扱作業の業務に関わる者

対象者と教育時間は、別表１１６－２参照

対象者、教育実施時期、教育時間については、別表１１６－３参照◎（1.0 時間以上）◎ ：全員が教育の対象者（関連する業務内容に応じて教育内容に濃淡有り）○ ：業務に関連する者が教育の対象（関連する業務内容に応じ教育内容に濃淡有り）
× ：教育の対象外( )：合計の教育時間

1 回/3 年

管理区域内において核燃料物質、使用済
燃料又はこれ
らによって汚染された物を取り扱う業務につかせる時◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

別表１１６－１ 保安教育実施方針（総括表）

施設運用管理（第 13 条～第 24 条の 2。ただし第 16 条は除く。）
施設運用上の基準に関すること

廃止措置計画に関すること
工事の計画及び実施に関すること

異常な事態が発生した場合における応急措置の方法
総則、保安管理体制、保安教育、記録及び報告に関すること及び法令等の遵守に関すること＊３

非常の場合に採るべき処置に関すること
関係法令及び保安規定
原子炉施設保安規定の遵守に関すること
廃止措置工事管理

核燃料物質若しくは使用済燃料又はこれらによって汚染された物の種類
及び性状並びに運搬、貯蔵、廃棄の作業の方法・順序

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

管理区域への立ち入り及び退去の手順
外部放射線による線量当量率及び空気中の放射性物質の濃度の監視の方
法
電離放射線が生体の細胞、組織、器官及び全身に与える影響

原子炉、放射性廃棄物の廃棄設備及びその他の設備の構造に関すること
原子炉、放射性廃棄物の廃棄設備及びその他の設備の取扱いの方法

原子炉施設の構造、性能に関すること

放射線管理に関すること

品質保証活動に関すること
法、令、労働安全衛生規則、電離放射線障害防止規則の関係条項及び法令等の遵守に関すること＊３

品質保証に関すること
関係法令及び保安規定の遵守に関すること非常時の場合に採るべき処置の概要

廃止措置の概要◎（1.0 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上)◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）対象者と教育実施時期、教育時間については、別表１１６－３参照◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

原子炉容器等主要機器の構造に関すること
原子炉冷却系統等主要系統の機能・性能に関すること
入所時
（もんじゅ
新規配属時）◎（0.5 時間以上）◎（0.5 時間以上）

原子炉のしくみ◎（1.0 時間以
上）

初級運転員
訓練運転員

対象者と教育時間＊１
放射性廃棄物処理設備の業
務に関わる者◎（1.0 時間以上）

改正前

改正前後比較表

＊３：

設備概要、主要系統の機
能

原子炉施設の構造、性能に関すること◎（1.0 時間以上）３

原子炉等規制法に関連する法令の概要及び法令等の遵守に関すること＊◎（1.0 時間以
上）

実施時期

上級運転員
中級運転員

容

当直長
当直長補佐

内

運転員

別表１１６－１ 保安教育実施方針（総括表）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

＊１：
＊２：

原子炉等規
制法

関係法令及び保安規定の遵守に関すること

非常の場合に採るべき処置に関すること

小分類
（項目）

各対象者に要求されている教育項目は、対象者となった時点から課せられる。
総教育時間は、３年間で２４時間以上とする。なお、記載するに当たっての考えは、以下のとおり。
・本教育は、同一細目であってもある教育で、複数の細目をカバーする場合もある。
・この○年間で○○時間以上とは、燃料取扱作業員が行う一連の教育の時間であり、上表はこの教育時間の中に含まれている。
（上述の表の細目の時間を累積した時間ではない）。
・各細目の内容が密接にかかわっていることから細目毎の時間の区別は行わない。

入所時に
実施する
教育

＊３：

＊１：
＊２：

その他
反復教育

放射線業
務従事者
教育

入所時に
実施する
教育

大分類

中分類
（研究開発段階炉規則
第 87 条の内容）

保安教育の内容

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
第 10 章_保安教育(第 116～117 条)

改正後
備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（「保守管理」
を「施設管理」に変更）

585
154

放射性廃
棄物管理

保守管理

施設運用
管理

放射性固体・液体・気体廃棄物の管理に関すること

◎

放射性廃
棄物管理

放射性固体・液体・気体廃棄物の管理に関すること

◎

燃料管理

燃料の臨界管理に関すること◎
燃料の検査、取替・運搬及び貯蔵に関すること＊１：各対象者に要求される教育項目は、対象となった時点から課せられる。
＊２：記載するに当たっての考えは、以下のとおり。
・本教育は、同一細目であっても対象者の職位に応じて理解の範囲、深さに差がある。（ある教育で、複数の細目をカバーする場合もある）
・この○年間で○○時間以上とは、運転員が行う一連の教育の時間であり、上表はこの教育時間の中に含まれている。
（上述の表の細目の時間を累積した時間ではない）。
・各細目の内容が密接にかかわっていることから細目毎の時間の区別は行わない。
＊３：法令等の遵守とは、関係法令及び保安規定の遵守に関することをいう。

核燃料物質及び核燃料物質により汚染された物の取扱に関すること

◎

◎

◎

×

◎

◎
定期事業者検査時の検査項目概要
定期事業者検査時の検査項目の根拠

×◎

異常時操作の対応（判断・指揮命令）
警報発生時の監視項目
異常時対応（指揮、状況判断）施設管理計画に関することⅠ
施設管理計画に関するこ
とⅡ

×

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

施設運用上の基準及び基準を越えた場合の措置の根拠と運用

異常時操作の対応（中央制御室）

警報発生時の対応操作（中央制御室）

各設備の運転操作と監視項目

定期的に実施する試験の操作と基準値

巡視点検時の確認項目の根拠

施設運用上の基準の具体的値と基準を超えた場合の措置

施設運用管理の適用と根拠

異常時操作の対応（現場操作）

警報発生時の対応操作（現場操作）

各設備の運転操作の概要（現場操作）

定期的に実施する試験の内容と頻度

巡視点検の範囲と確認項目◎◎

施設運用管理Ⅲ

異常時対応（中央制御室内対応）

巡視点検・定期的試験Ⅱ

施設運用管理Ⅱ

異常時対応（現場機器対応）

巡視点検・定期的試験Ⅰ

異常時の措置の概要

施設運用上の基準についての概要

施設運用管理についての概要◎◎◎
工事の計画及び実施に関すること

×

◎

◎

上級運転員
中級運転員

廃止措置計画に関すること

◎

当直長
当直長補佐
総則、保安管理体制、保安教育、記録及び報告に関する規則の概要及び法令等の遵守に関すること＊３
保安に関する各組織及び各職務の具体的役割と確認すべき
記録

具体的教育内容×◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)

×

×

×

×

×

×

×

◎
（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)×◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ）

◎

◎

×

◎

放射性廃棄物処理設備の業務に関わる者

×◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)

×

×

×

×

×

×

×

◎
（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ)×◎（放射性液体・固体
廃棄物処理設備に関することのみ）

◎

◎

×

◎

放射性廃棄物処理設備の業務に関わる者

上記＊２と同枠内３年間で２４時間以上＊２＜廃棄物処理設備の業務に関わる者＞

３年間で３０時間以上＊２＜運転員＞

実施頻度及び時間

上記＊２と同枠内３年間で２４時間以上＊２＜廃棄物処理設備の業務に関わる者＞◎：全員が教育の対象者（関連する業務内容に応じて教育内容に濃淡有り）
×：教育の対象外

×

◎

×

◎

×

×

×

×

×

◎

◎

◎

◎

◎

×

◎

初級運転員
訓練運転員

実施頻度及び時間

３年間で３０時間以上＊２＜運転員＞◎：全員が教育の対象者（関連する業務内容に応じて教育内容に濃淡有り）
×：教育の対象外

×

◎

×

◎

×

×

×

×

×

◎

◎

◎

◎

◎

×

◎

初級運転員
訓練運転員

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

施設管理

施設運用
管理

細目

施設運用管理Ⅰ

廃止措置工事管理

原子炉施設保安規定

小分類
（項目）

対象者＊１
運転員

別表１１６－３ 保安教育実施方針（運転員）

対象者＊１
運転員

改正前

原子炉施設の廃止
措置管理に関する
こと

関係法令及び保安規定の遵守に関すること

中分類

保安教育の内容

◎

◎

×

◎

◎

定期検査時の検査項目概要◎◎

定期検査時の検査項目の根拠

×◎

異常時操作の対応（判断・指揮命令）
警報発生時の監視項目

×

◎

◎

◎

◎

◎

◎

異常時対応
（指揮、状況判断）保守管理計画に関することⅠ
保守管理計画に関するこ
とⅡ

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

×

◎

上級運転員
中級運転員

施設運用上の基準及び基準を越えた場合の措置の根拠と運用

異常時操作の対応（中央制御室）

警報発生時の対応操作（中央制御室）

各設備の運転操作と監視項目

定期的に実施する試験の操作と基準値

巡視点検時の確認項目の根拠

施設運用上の基準の具体的値と基準を超えた場合の措置

施設運用管理の適用と根拠

異常時操作の対応（現場操作）

警報発生時の対応操作（現場操作）

各設備の運転操作の概要（現場操作）

定期的に実施する試験の内容と頻度

巡視点検の範囲と確認項目

異常時の措置の概要

施設運用上の基準についての概要

施設運用管理についての概要◎◎

廃止措置計画に関すること
工事の計画及び実施に関すること◎◎

総則、保安管理体制、保安教育、記録及び報告に関する規則の概要及び法令等の遵守に関すること＊３
保安に関する各組織及び各職務の具体的役割と確認すべき
記録

当直長
当直長補佐

施設運用管理Ⅲ

異常時対応（中央制御室内対応）

巡視点検・定期的試験Ⅱ

施設運用管理Ⅱ

異常時対応（現場機器対応）

巡視点検・定期的試験Ⅰ

施設運用管理Ⅰ

廃止措置工事管理

原子炉施設保安規定

細目

具体的教育内容

別表１１６－３ 保安教育実施方針（運転員）

燃料の臨界管理に関すること
燃料管理◎
燃料の検査、取替・運搬及び貯蔵に関すること＊１：各対象者に要求される教育項目は、対象となった時点から課せられる。
＊２：記載するに当たっての考えは、以下のとおり。
・本教育は、同一細目であっても対象者の職位に応じて理解の範囲、深さに差がある。（ある教育で、複数の細目をカバーする場合もある）
・この○年間で○○時間以上とは、運転員が行う一連の教育の時間であり、上表はこの教育時間の中に含まれている。
（上述の表の細目の時間を累積した時間ではない）。
・各細目の内容が密接にかかわっていることから細目毎の時間の区別は行わない。
＊３：法令等の遵守とは、関係法令及び保安規定の遵守に関することをいう。

核燃料物質及び核燃料物質により汚染された物の取扱に関すること原子炉施設の廃止
措置管理に関する
こと

関係法令及び保安規定の遵守に
関すること

中分類

小分類
（項目）

保安教育の内容

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
改正前後比較表
第 10 章_保安教育(第 116～117 条)

改正後
備考

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（「保守管理」
を「施設管理」に、「定期検査」
を「定期事業者検査」に変更）

586
155

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

研開炉規則 第八十七条 第３項
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（第百二十九条各号に掲げる事
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（第百二十九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。

研開炉規則 第八十七条 第３項
十七 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（第百二十九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。
十八 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（第十六条の十四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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
22 発電用原子炉施設に係る保安に関する適正な記録及び報告並びに廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告（研開炉規則第87 条第3 項第21 号及び第22 号）① もんじゅに係る保安に関し、必要な記録を適正に作成し、管理することが定められていること。その際、保安規定及びその下位文書において、必要な記録を適切に作成し、管理するための措置が定められていること。
② 法第43条の3の21の規定による記録の管理について定められていること。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 発電用原子炉施設に係る保安に関する適正な記録及び報告並びに廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告（研開炉規則第87 条第３項第17 号及び第18 号）① もんじゅに係る保安に関し、必要な記録を適正に作成し、管理することが定められていること。その際、保安規定及びその下位文書において、必要な記録を適正に作成し、管理するための措置が定められていること。
② 研開炉規則第62条に定める記録について、その記録の管理に関すること（計量管理規定及び核物質防護規定で定めるものを除く。
）が定められていること。

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改正前後比較表

改 正 前

改 正 後

第１１章 記録及び報告

第１１章 記録及び報告

備考（記載の考え方）

（記録等）

（記録等）

第１１８条 各課長は、別表１１８－１及び別表１１８－３に掲げる保第１１８条 各課長は、別表１１８－１及び別表１１８－３に掲げる保安に関する記録を適正に作成し、保存する。なお、記録を作成する場合

安に関する記録を適正に作成し、保存する。なお、記録を作成する場合

は、法令に定める記録に関する事項を遵守する。

は、法令に定める記録に関する事項を遵守する。

２ 組織は、別表１１８－２に掲げる保安に関する記録を適正に作成

２ 組織は、別表１１８－２に掲げる保安に関する記録を適正に作成し、保存する。なお、記録を作成する場合は、法令に定める記録に関し、保存する。なお、記録を作成する場合は、法令に定める記録に関する事項を遵守する。

する事項を遵守する。

別表１１８－１ 保安に関する記録（１）（研究開発段階炉規則第６別表１１８－１ 保安に関する記録（１）（研究開発段階炉規則第６２条に基づく記録）

２条に基づく記録）*５
研開炉規則第６２条第２項に基づく記録の代替運用の追記

記録の頻度(1) 使用前検査の結果

検査の都度

保存期間
同一事項に関

記録の頻度
[削る]

[削る]

保存期間
[削る]

原子力規制における検査制度の見直する次の検査のしに伴う変更（研究開発段階炉規則時までの期間６２条の改正の反映及び研究開発段
階炉規則第１７条第１項第７号において認可された廃止措置計画に定め(2) 施設定期検査の結果られている廃止措置を実施するため[削る]に使用する場合は使用前確認を要しないため）(3) 原子炉施設の巡視及び点検の 毎日１回

巡視及び点検

[削る]

[削る]

[削る]

原子力規制における検査制度の見直状況並びにその担当者の氏名を実施した施設

しに伴う変更（研究開発段階炉規則（第16条関係）又は設備を廃棄

６２条の改正の反映及び巡視は、施した後５年が経設管理に統合する。
）

過するまでの期間(4) 保守管理の実施状況及びその 保守管理の担当者の氏名*2

実施の都度保守管理を実(1) 施設管理の実施状況及びその 施設管理の実施 施設管理を実施した原子炉施担当者の氏名*２

設を解体又は廃（第103条関係）(5) 保守管理に関する方針、保守 評価の都度の都度施した原子炉施設を解体又（第16条、103条関係）

棄した後５年がは廃棄した後経過するまでの５年が経過す期間

るまでの期間評価を実施し(2) 施設管理に関する方針、施設 評価の都度評価を実施し管理の目標及び保守管理のた原子炉施設の管理の目標及び施設管理の実施に関する計画の評価の保守管理に関す

実施に関する計画の評価の施設管理に関す

結果及びその評価の担当者

る方針、保守管結果及びその評価の担当者

る方針、施設管の氏名

理の目標又は保の氏名

理の目標又は施（第103条関係）

守管理の実施に（第103条関係）

設管理の実施に関する計画の改定までの期間
連続＊１

１０年間

定までの期間(3) 熱出力（燃料体が炉心か(7) 炉心の中性子束密度ら取り出されている場合は除く）記録項目の番号繰り上げた原子炉施設の関する計画の改(6) 熱出力記載の適正化（*2を上付きにする）

連続＊１

１０年間

（燃料体が炉心か(4) 炉心の中性子束密度ら取り出されている場合は除く）587
156

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前(8) 炉心の温度(9) 冷却材入口温度(10)冷却材出口温度(11)冷却材圧力(12)冷却材流量

改 正 後

連続＊１

１０年間

(5) 炉心の温度

連続＊１（燃料体が炉心か（燃料体が炉心から取り出されていら取り出されている場合は除く）る場合は除く）

＊１

１時間ごと

１０年間

(6) 冷却材入口温度

１時間ごと＊１（運転中。燃料体（運転中。燃料体が炉心から取り出が炉心から取り出されている場合はされている場合は

除く）

除く）
＊１

１時間ごと

１０年間

(7)冷却材出口温度

１時間ごと＊１（運転中。燃料体（運転中。燃料体が炉心から取り出が炉心から取り出されている場合はされている場合は

除く）

除く）
＊１

１時間ごと

１０年間

(8)冷却材圧力

１時間ごと＊１（運転中。ただし（運転中。ただし燃料体が炉心から

燃料体が炉心から取り出されている

取り出されている場合は除く）

場合は除く）

＊１

１時間ごと

１０年間

(9)冷却材流量

１時間ごと＊１（運転中。ただし（運転中。ただし燃料体が炉心から

燃料体が炉心から取り出されている

取り出されている場合は除く）(13)制御棒位置

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

１時間ごと＊１(10)制御棒位置

１時間ごと＊１（運転中。ただし燃料体が炉心から

燃料体が炉心から取り出されている

取り出されている場合は除く）

場合は除く）(14)原子炉に使用している冷却材 毎日１回

１年間

(11)原子炉に使用している冷却材 毎日１回＊１の純度（燃料体が炉心かの純度（燃料体が炉心か（第25条関係）ら取り出されてい（第25条関係）ら取り出されている場合は除く）(15)原子炉内における燃料体の配 配置又は配置替
置

えの都度

１０年間

１年間

検結果
１年間

検結果

（第18条関係）

１０年間

１０年間

１０年間

１年間

１年間

(12)原子炉内における燃料体の配 配置又は配置替
置

えの都度

取出後
１０年間

(13)運転開始前の原子炉施設の点 運転開始の都度

１年間

検結果

(17)運転停止後の原子炉施設の点 運転停止の都度(19)臨界到達日時

１０年間（第71条関係）(16)運転開始前の原子炉施設の点 運転開始の都度（第18条関係）

記録項目の番号繰り上げる場合は除く）
取出後（第71条関係）(18)運転開始日時

１０年間場合は除く）
１年間（運転中。ただし＊１

備考（記載の考え方）(14)運転停止後の原子炉施設の点 運転停止の都度

１年間

検結果

その都度
（燃料体が炉心から取り出されている場合は除く）

１年間(15)運転開始日時（第18条関係）(16)臨界到達日時（第18条関係）

その都度

１年間

（燃料体が炉心から取り出されている場合は除く）588
157

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法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後(20)運転切替日時

備考（記載の考え方）(17)運転切替日時（第18条関係）（第18条関係）(21)緊急しゃ断日時(18)緊急しゃ断日時（第18条関係）（第18条関係）(22)運転停止日時

その都度（第18条関係）

１年間（燃料体が炉心か(19)運転停止日時

その都度（第18条関係）ら取り出されてい＊３の内容る場合は除く）１年間(20)警報装置から発せられた警報 その都度＊１＊３（燃料体が炉心等の内容から取り出されている場合は除く）

いる場合は除く）
１年間(21)運転責任者の氏名及び運転員 運転開始及び交の氏名並びにこれらの者の交 代の都度の氏名並びにこれらの者の交 代の都度

代の日時及び交代時の引継事

代の日時及び交代時の引継事

項

項（第15,18条関係）（第15,18条関係）(25)燃料体（使用済燃料を除く） 受渡しの都度１０年間(22)燃料体（使用済燃料を除く） 受渡しの都度の種類別の受渡量の種類別の受渡量（第68条関係）（第68条関係）(26)原子炉への燃料体の種類別の 挿入の都度

取出後
１０年間

挿入量
(27)使用済燃料の種類別の取出量

取出しの都度

１０年間（第71,71条の2関係）

１０年間

は毎月１回

取出後

(24)使用済燃料の種類別の取出量

取出しの都度

１０年間(25)取り出した使用済燃料の燃焼 取出しの都度 又

１０年間

は毎月１回

（第71条関係）(29)使用済燃料の貯蔵施設内にお 配置又は配置替

５年間

えの都度

(26)使用済燃料の貯蔵施設内にお 配置又は配置替
ける燃料体の配置（第71条の2関係）

５年間

えの都度

（第71条の2関係）(30)使用済燃料の種類別の払出し 払出しの都度１０年間(27)使用済燃料の種類別の払出し 払出しの都度量、その取出しから払出しま量、その取出しから払出しまでの期間及びその放射能の量での期間及びその放射能の量（第74条関係）（第74条関係）
挿入前(31)燃料体の形

１０年間

１０年間

挿入量

度

（第71条関係）

ける燃料体の配置(23)原子炉への燃料体の種類別の 挿入の都度１年間（第71,71条の2関係）(28)取り出した使用済燃料の燃焼 取出しの都度 又度

１年間（燃料体が炉心等から取り出されて(24)運転責任者の氏名及び運転員 運転開始及び交１年間（燃料体が炉心から取り出されている場合は除く）(23)警報装置から発せられた警報 その都度＊１

記録項目の番号繰り上げ

取出後
１０年間

状又は性状 挿入前
に関する検

挿入前

(28)燃料体の形

１０年間

取出後
１０年間

状又は性状 挿入前
に関する検

査の結果

取出後
取出後

査の結果

取出後
取出後

589
158

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改正前後比較表

改 正 前

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後(32)原子炉本体、使用済燃料の貯記録項目の番号繰り上げ(29)原子炉本体、使用済燃料の貯蔵施設、放射性廃棄物の廃棄

蔵施設、放射性廃棄物の廃棄＊１

施設等の放射線遮蔽物の側壁 毎日１回

１０年間

施設等の放射線遮蔽物の側壁 毎日１回＊１

における線量当量率における線量当量率（第93条関係）（第93条関係）(33)放射性廃棄物の排気口又は排 １日間の平均濃１０年間(30)放射性廃棄物の排気口又は排 １日間の平均濃気監視設備及び排水口又は排 度

気監視設備及び排水口又は排 度

水監視設備における放射性物

水監視設備における放射性物

毎日１回

質の１日間及び３月間につい ３月間の平均濃ての平均濃度ての平均濃度度（第76,77条関係）

３ヵ月ごとに１
回

１０年間

１０年間

毎日１回

質の１日間及び３月間につい ３月間の平均濃（第76,77条関係）

備考（記載の考え方）

度
３ヵ月ごとに１回(34)管理区域における外部放射線 毎週１回

１０年間(31)管理区域における外部放射線 毎週１回に係る１週間の線量、空気中に係る１週間の線量、空気中の放射性物質の１週間についの放射性物質の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によって汚染された物の表面の放射性物質の密度の放射性物質の密度（第93条関係）（第93条関係）

１０年間(35)放射線業務従事者の4月1日を 1年間の線量にあ 研究開発段階炉(32)放射線業務従事者の4月1日を 1年間の線量にあ 研究開発段階炉始期とする1年間の線量、女子 っては毎年度1 規則第６２条第始期とする1年間の線量、女子 っては毎年度1 規則第６２条第（妊娠不能と診断された者及 回、3月間の線量 ５項に定める期（妊娠不能と診断された者及 回、3月間の線量 ５項に定める期

び妊娠の意思のない旨を発電 にあっては3月ご 間＊４び妊娠の意思のない旨を発電 にあっては3月ご 間 ＊４用原子炉設置者に書面で申し とに1回、1月間の用原子炉設置者に書面で申し とに1回、1月間の出た者を除く。）の放射線業務 線量にあっては1出た者を除く。）の放射線業務 線量にあっては1

従事者の4月1日、7月1日、10月 月ごとに1回

従事者の4月1日、7月1日、10月 月ごとに1回

1日及び1月1日を始期とする

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

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

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月間の毎月1日を始期とする1月間の線量

線量（第89条関係）（第89条関係）(36)4月1日を始期とする1年間の 原子力規制委員 研究開発段階炉(33)4月1日を始期とする1年間の 原子力規制委員 研究開発段階炉

線量が20ミリシーベルトを超 会が定める5年 規則第６２条第線量が20ミリシーベルトを超 会が定める5年 規則第６２条第えた放射線業務従事者の当該 間において毎年 ５項に定める期

えた放射線業務従事者の当該 間において毎年 ５項に定める期

1年間を含む原子力規制委員 度1回

間 ＊４

1年間を含む原子力規制委員 度1回会が定める5年間の線量（1年間の線量会が定める5年間の線量（1年間の線量（第89条関係）が20ミリシーベ（第89条関係）が20ミリシーベ

ルトを超えた放ルトを超えた放射線業務従事者

射線業務従事者の当該1年間以の当該1年間以降に限る。）

降に限る。）

間 ＊４

590
159

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前(37)放射線業務従事者が緊急作業 その都度第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後
研究開発段階炉(34)放射線業務従事者が緊急作業 その都度備考（記載の考え方）
研究開発段階炉に従事した期間の始期及び終規則第６２条第に従事した期間の始期及び終規則第６２条第期並びに放射線業務従事者の５項に定める期

期並びに放射線業務従事者の５項に定める期

当該期間の線量

間 ＊４

当該期間の線量

間 ＊４（第113条の2関係）（第113条の2関係）(38)放射線業務従事者が当該業務 その者が当該研究開発段階炉(35)放射線業務従事者が当該業務 その者が当該研究開発段階炉に就く日の属する年度におけ 業務につくと

規則第６２条第に就く日の属する年度におけ 業務につくと

規則第６２条第る当該日以前の放射線被ばく き

５項に定める期

る当該日以前の放射線被ばく き

５項に定める期の経歴及び原子力規制委員会

間 ＊４の経歴及び原子力規制委員会

間＊４が定める5年間における当該が定める5年間における当該年度の前年度までの放射線被年度の前年度までの放射線被

ばくの経歴

ばくの経歴

（第88条関係）（第88条関係）(39)周辺監視区域の外において運 運搬の都度１年間(36)周辺監視区域の外において運 運搬の都度搬した核燃料物質等の種類別

搬した核燃料物質等の種類別の数量，その運搬に使用したの数量，その運搬に使用した容器の種類並びにその運搬の容器の種類並びにその運搬の日時及び経路

日時及び経路（第97条関係）(40)廃棄施設に保管廃棄した放射 保管廃棄の都１年間（第97条関係）
廃止措置が終了(37)廃棄施設に保管廃棄した放射 保管廃棄の都廃止措置が終了

性廃棄物の種類、当該放射性 度し、その結果が性廃棄物の種類、当該放射性 度し、その結果が廃棄物に含まれる放射性物質

原子力規制委員

廃棄物に含まれる放射性物質

原子力規制委員の数量、当該放射性廃棄物を会規則で定めるの数量、当該放射性廃棄物を会規則で定める

容器に封入し、又は容器と一基準に適合して容器に封入し、又は容器と一基準に適合して体的に固型化した場合には当いることについ

体的に固型化した場合には当いることについ該容器の数量及び比重並びにて、原子力規制

該容器の数量及び比重並びにて、原子力規制

その保管廃棄の日時、場所及委員会の確認をその保管廃棄の日時、場所及委員会の確認をび方法

受けるまでの期

び方法

受けるまでの期（第75条関係）間（第75条関係）(41)放射性廃棄物を容器に封入し 封入又は固型化 廃止措置が終了

間(38)放射性廃棄物を容器に封入し 封入又は固型化 廃止措置が終了

又は容器に固型化した場合に の都度し、その結果が又は容器に固型化した場合に の都度し、その結果がは、その方法

原子力規制委員

は、その方法

原子力規制委員（第75条関係）(42)放射性物質による汚染の広が 防止及び除染会規則で定める（第75条関係）

会規則で定める

基準に適合して基準に適合していることについいることについて、原子力規制て、原子力規制委員会の確認を委員会の確認を受けるまでの期受けるまでの期

間

間１年間(39)放射性物質による汚染の広が 防止及び除染りの防止及び除去を行った場 の都度りの防止及び除去を行った場 の都度

合には、その状況及び担当者

合には、その状況及び担当者

の氏名

の氏名

（第92条関係）

記録項目の番号繰り上げ１年間（第92条関係）591
160

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改 正 前(43)事故の発生及び復旧の日時

その都度（第119条関係）

改 正 後
廃止措置が終了
し、その結果が(44)事故の状況及び事故に際して その都度採った措置

基準に適合して基準に適合していることについいることについて、原子力規制て、原子力規制委員会の確認を委員会の確認を受けるまでの期受けるまでの期

間間廃止措置が終了

いることについて、原子力規制（第119条関係）(41)事故の状況及び事故に際して その都度採った措置

し、その結果が（第119条関係）

原子力規制委員
会規則で定める(42)事故の原因基準に適合して（第119条関係）いることについ(43)事故後の措置て、原子力規制（第119条関係）委員会の確認を受けるまでの期受けるまでの期

間(47)風向及び風速

間

１０年間

連続

(44)風向及び風速（第93条関係）

＊１

連続

１０年間

策定の都度

３年間

（第93条関係）(48)降雨量(45)降雨量（第93条関係）（第93条関係）(49)大気温度(46)大気温度（第93条関係）(50)保安教育の実施計画

廃止措置が終了

委員会の確認を＊１（第93条関係）
策定の都度

３年間

（第116,117条関係）(47)保安教育の実施計画（第116,117条関係）(51)保安教育の実施日時、項目及 その都度３年間び受けた者の氏名(48)保安教育の実施日時、項目及 その都度３年間び受けた者の氏名（第116,117条関係）（第116,117条関係）(52)廃止措置に係る工事方法、時 廃止措置計画に 研究開発段階炉(49)廃止措置に係る工事方法、時 廃止措置計画に 研究開発段階炉期及び対象となる発電用原 記載された工事 規則第６２条第期及び対象となる発電用原 記載された工事 規則第６２条第子炉施設の設備の名称（第67条の2及び第67条の3関記録項目の番号繰り上げし、その結果が会規則で定める

基準に適合して(46)事故後の措置（第119条関係）

廃止措置が終了
原子力規制委員

会規則で定める（第119条関係）

その都度

会規則で定める

原子力規制委員(45)事故の原因(40)事故の発生及び復旧の日時

備考（記載の考え方）

原子力規制委員し、その結果が（第119条関係）

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改正前後比較表

の各工程の終了 ７項に定める期
の都度

間

係）

子炉施設の設備の名称（第67条の2及び第67条の3関の各工程の終了 ７項に定める期
の都度

間

係）

＊１：記録可能な状態において常に記録することを意味しており、点＊１：記録可能な状態において常に記録することを意味しており、点検・故障又は消耗品の取替え等により記録不能な期間を除く。

検・故障又は消耗品の取替え等により記録不能な期間を除く。

＊２：研究開発段階炉規則第３３条に基づく記録については、別表１＊２：研究開発段階炉規則第６２条以外のその他記録については、別

１８－３による。

表１１８－３による。

＊３：「警報装置から発せられた警報」とは、「研究開発段階発電用原＊３：「警報装置から発せられた警報」とは、「研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則(平成２５年原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則(平成２５年原子力規制委員会規則第１０号)」第４６条第１項及び第２項の規子力規制委員会規則第１０号)」第４６条第１項及び第２項の規定する範囲の警報をいう。

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（研究開発段階炉規則の改正に伴う別表１１８－３の名称変更）

定する範囲の警報をいう。

＊４：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＊４：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

592
161

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法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）

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

関に引き渡すまでの期間＊５：直接測定することが困難な場合、当該項目を間接的に推定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。
＊６：中性子束計装が性能維持施設の対象外となった場合、第１４条

研開炉規則第６２条第２項に基づく記録の代替運用の追記
中性子束計装が性能維持施設から対象外となった場合の代替記録の注記の確認記録とする。

を追加
別表１１８－２ 保安に関する記録（２）（研究開発段階炉規則第６２条

別表１１８－２ 保安に関する記録（２）（研究開発段階炉規則第６２条＊１に基づく記録）＊１に基づく記録）記

録(1) 文書化した、原子力安全に

記録の頻度
変更の都度

係る品質方針及び品質目標

保存期間変更後５年が経過するまでの期

記

録

記録の頻度

(1) 文書化した、原子力安全に 変更の都度係る品質方針及び品質目標

変更後５年が経過するまでの期

間(2) 第３条に定める品質マネジ 変更の都度
メント計画

間(3) JEAC4111の要求事項に基づ

変更の都度

変更後５年が経変更後５年が経過するまでの期

間(2) 第３条に定める品質保証計画 変更の都度

保存期間(3) 原子炉施設の保安のための 変更の都度

変更後５年が経

原子力規制における検査制度の見直過するまでの期

しに伴う変更（品管規則の制定に伴

間

う変更）

変更後５年が経き作成する別表3-1に定める

過するまでの期業務に係る品質管理に必要過するまでの期

文書

間な体制の基準に関する規則

間（以下「品質管理基準規則」という。）の要求事項に基づき作成する別表3-1に定める文書(4) 組織内のプロセスの効果(4) 組織内のプロセスの効果

変更後５年が経変更後５年が経的な計画、運用及び管理

過するまでの期的な計画、運用及び管理

過するまでの期を確実に実施するため

間を確実に実施するため

間に、組織が必要と判断しに、組織が必要と判断し

変更の都度

変更の都度

た次の文書

た次の文書
①新型転換炉原型炉ふげん

原子力規制における検査制度の見直①新型転換炉原型炉ふげん及び高速増殖原型炉もんしに伴う変更（品管規則の制定に伴及び高速増殖原型炉もんじ

じゅ品質マネジメント計

う変更）

ゅ品質保証計画書

画書②別表3-2に定める文書[削る]

記載の適正化（別表３-１と３-２の統合に伴う変更）593
162

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定(5)JEAC4111の要求事項に基づき 実施の都度作成する次の記録① マネジメントレビューの結実施後５年が経改正前後比較表

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)(5) 品質管理基準規則の要求事 実施の都度

実施後５年が経

原子力規制における検査制度の見直しに伴う変更（品管規則の制定に伴過するまでの期項に基づき作成する次の記録

過するまでの期

間① マネジメントレビューの結

間

う変更）

果の記録

果の記録
②教育・訓練、技能及び経験に②教育・訓練、技能及び経験について該当する記録

ついて該当する記録③上記(3)及び(4)で、要求事③上記(3)及び(4)で、要求事項項を満たしていることを実を満たしていることを実証す証するために、必要と定めたるために、必要と定めた記録

記録（本項の他で定めるもの（本項の他で定めるものを除

を除く）

く）
④ 業務に対する要求事項のレ④ 業務に対する要求事項のレビューの結果の記録及びその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

レビューを受けてとられた処

置の記録

置の記録
⑤原子力発電施設の要求事項⑤原子力発電施設の要求事項に関連する設計・開発へのイに関連する設計・開発へのイ

ンプットの記録

ンプットの記録⑥ 設計・開発のレビューの結⑥ 設計・開発のレビューの結果の記録及び必要な処置が果の記録及び必要な処置がああればその記録

ればその記録⑦ 設計・開発の検証の結果の⑦ 設計・開発の検証の結果の記録及び必要な処置があれ

記録及び必要な処置があれば

ばその記録

その記録
⑧ 設計・開発の妥当性確認の⑧ 設計・開発の妥当性確認の結果の記録及び必要な処置

結果の記録及び必要な処置ががあればその記録

あればその記録⑨ 設計・開発の変更の記録⑨ 設計・開発の変更の記録⑩ 設計・開発の変更のレビュ⑩ 設計・開発の変更のレビュ

ーの結果の記録及び必要なーの結果の記録及び必要な処処置があればその記録置があればその記録⑪ 供給者の評価の結果の記⑪ 供給者の評価の結果の記録

録及び評価によって必要と及び評価によって必要とされされた処置があればその記た処置があればその記録

録⑫ プロセスの妥当性確認で組⑫ プロセスの妥当性確認で組織が記録を必要とした活動の織が記録を必要とした活動の記録

記録⑬ 業務に関するトレーサビリ⑬ 業務に関するトレーサビ

594
163

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後

ティの記録

リティの記録⑭ 組織外の所有物に関して、⑭ 組織外の所有物に関して、組織が必要と判断した場合の組織が必要と判断した場合

記録

の記録

⑮ 校正又は検証に用いた基準⑮ 校正又は検証に用いた基

の記録

準の記録

⑯ 測定機器が要求事項に適合⑯ 測定機器が要求事項に適していないと判明した場合合していないと判明した場の、過去の測定結果の妥当性

合の、過去の測定結果の妥当評価の記録

性評価の記録⑰ 校正及び検証の結果の記録⑰ 校正及び検証の結果の記

備考（記載の考え方）

録⑱ 内部監査の結果の記録⑱ 内部監査の結果の記録⑲ 検査及び試験の合否判定基⑲ 検査及び試験の合否判定

準への適合の記録

基準への適合の記録⑳ リリース（次工程への引渡し）を正式に許可した人の記⑳ リリース（次工程への引渡

録し）を正式に許可した人の記
録21 不適合の性質及び不適合に○対してとられた特別採用を含21 不適合の性質及び不適合○

む処置の記録に対してとられた特別採用を含む処置の記録

22 是正処置の結果の記録○
22 是正処置の結果の記録○
23 予防処置の結果の記録○
23 未然防止処置の結果の記○

原子力規制における検査制度の見直録しに伴う変更（品管規則の制定に伴う変更）＊１：別表 118-1 及び別表 118-3 に掲げるものを除く。
＊１：別表 118-1 及び別表 118-3 に掲げるものを除く。

別表１１８－３ 保安に関する記録(３)(研究開発段階炉規則第３３条に

別表１１８－３ 保安に関する記録(３)(研究開発段階炉規則第６２条以原子力規制における検査制度の見直基づく記録)

外のその他記録)しに伴う変更（研開炉規則改正によ

595
164

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

改正前後比較表

改 正 前

改 正 後

記録
1.溶接事業者検査の記録

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

保存期間

記録

備考（記載の考え方）
保存期間－３の名称変更及び記録の変更）

当該溶接事業者(1)検査年月日

検査に係る原子炉(2)検査の対象

容器等の存続する(3)検査の方法

期間

る第３３条の削除に伴う別表１１８

[削る]

[削る]

[削る]

[削る]

(4)検査の結果(5)検査を行った者の氏名(6)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(7)検査の実施に係る組織

当該溶接事業者(8)検査の実施に係る工程管理

検査を行った後最(9)検査において協力した事業者がある場合

初の法第 43 条の 3には、当該事業者の管理に関する事項の 13 第 6 項の通知

(10)検査記録の管理に関する事項を受けるまでの期(11)検査に係る教育訓練に関する事項

間

発電用原子炉施

原子力規制における検査制度の見直(1) 検査年月日

設が廃棄された後 5しに伴う変更（研開炉規則改正に伴(2) 検査の対象

年が経過するまでい、第５３条の定期事業者検査の記(3) 検査の方法

の期間

録を追記）

1.定期事業者検査の結果の記録(4) 検査の結果(5) 検査を行った者の氏名(6) 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(7) 検査の実施に係る組織(8) 検査の実施に係る工程管理(9) 検査において役務を供給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(10) 検査記録の管理に関する事項(11) 検査に係る教育訓練に関する事項（報告）

研開炉規則 第八十七条 第３項

研開炉規則 第八十七条 第３項

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（第百二十九条各号に掲げる事
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（第百二十九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。

十七 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（第百二十九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。
十八 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（第十六条の十四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。

もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
22 発電用原子炉施設に係る保安に関する適正な記録及び報告並びに廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告（研開炉規もんじゅ保安規定の審査に関する考え方
17 発電用原子炉施設に係る保安に関する適正な記録及び報告並びに廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告（研開炉規第１１９条 各課長は、次に定める報告事項について、遅滞なく所長、原（変更なし）（変更なし）

子炉主任技術者及び所管部長に報告する。
(1) 施設運用上の基準を満足していないと判断した場合{第６２条（施設運用上の基準を満足しない場合) }(2) 研究開発段階炉規則第１２９条に定める報告を要する事態が発生した場合
２ 所長は、第６５条第１項、第７９条第１項及び前項に定める事項が発生した場合には、速やかに報告書を作成し、敦賀廃止措置実証部門
長の確認を受けた後に、理事長へ報告する。

596
165

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
法令等の改正前（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

法令等の改正後（炉規法、研開炉、審査基準、ガイド等）

則第87 条第3 項第21 号及び第22 号）

則第87 条第３項第17 号及び第18 号）③ もんじゅの所長及び発電用原子炉主任技術者並びに廃止措置の監督を行う者に報告すべき事項が定められていること。
④ 研開炉規則第129条各号に掲げる事故
故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合には機構の理事長その他の経営責任者に確実に報告がなされる体制が構築されていることなど、安全確保に関する機構の理事長その他の経営責任者の強い関与が明記されていること。
⑤ 研開炉規則第129 条各号に掲げる事
故故障等の事象に準ずるものが具体的に定められていること。

③ もんじゅの所長及び発電用原子炉主任技術者並びに廃止措置主任者に報告すべき事項が定められていること。

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設保安規定

改正前後比較表

改 正 前

第 11 章_記録及び報告(第 118 条～第 119 条)

改 正 後

備考（記載の考え方）④ 研開炉規則第129条各号に掲げる事故
故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合には機構の理事長その他の経営責任者に確実に報告がなされる体制が構築されていることなど、安全確保に関する機構の理事長その他の経営責任者の強い関与が明記されていること。
⑤ 研開炉規則第129 条各号に掲げる事
故故障等の事象に準ずるものが具体的に定められていること。
附

則

附則の追加

（施行期日）
第１条 この規定は、原子力規制委員会の認可日以降、理事長が別に定める日から施行する。

597
166

保安規定審査基準規則要求と保安規定改定案の対比表（研開炉・新型転換炉原型炉ふげん）
条項

研開炉規則
第八十七条《中略》
３ 法第四十三条の三の三十四第二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、
法第四十三条の三の二十四第一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。

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
保安規定変更認可申請
準第２章 品質マネジメントシステム（１）関係法令及び保安規定の遵守のための体制
・研開炉規則第８７条第３項第１号
１）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 5.経営者等の責任
関与を含む。
）に関することについては、保安規定に基づき、 5.1 経営者の関与
要領書、手順書その他保安に関する文書について、重要度等
理事長は，原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し，責に応じて定めるとともに、これを遵守することが定められ任を持って品質マネジメントシステムの構築，実施及びその有ていること。また、これらの文書の位置付けが明確にされて効性を継続的に改善していることを実証するために，次の事項いること。特に、経営責任者の積極的な関与が明記されてい
を行う。
ること。
a) 品質方針を設定する。
２）保安のための関係法令及び保安規定の遵守を確実に行う
b) 品質目標が設定されていることを確実にする。
ため、コンプライアンスに係る体制が確実に構築されていc) 要員が，健全な安全文化を育成し，維持する取組に参画でることが明確となっていること。
きる環境を整える。
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) 関係法令・規制要求事項を遵守すること及び原子力の安全を確保することの重要性を，組織内に周知する。
g) 保安活動に関して，担当する業務について理解し，遂行する責任を持つことを要員に認識させる。
h) 全ての階層で行われる決定が，原子力の安全の確保について，優先順位及び説明する責任を考慮して確実に行われるようにする。
5.5.2 管理責任者(1) 理事長は，監査プロセスにおいては統括監査の職を，本部（監査プロセスを除く。
）においては安全・核セキュリティ統
括部長を，敦賀廃止措置実証本部及びふげんにおいては敦賀
廃止措置実証部門担当理事を管理責任者とする。
(2) 管理責任者は，与えられている他の責任と関わりなく，それぞれの領域において次に示す責任及び権限をもつ。
a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立，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の実施状況及び改善の必要性の有無について，理事長に報告する。
c) 組織全体にわたって，安全文化を育成し，維持することにより，原子力の安全を確保するための認識を高めることを確実にする。
d) 関係法令を遵守する。
1 / 33

598

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
5.5.3 管理者
(1) 理事長は，5.5.1 に定める管理者に，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) 業務の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・原子炉施設に対する要求事項についての認識を高める。
c) 成果を含む業務の実施状況について評価する。
d) 健全な安全文化を育成し，維持する取組を促進する。
e) 関係法令を遵守する。
(2) 管理者は，前項の責任及び権限の範囲において，原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し，次に掲げる事項を確実に実施する。
a) 品質目標を設定し，その目標の達成状況を確認するため，業務の実施状況を監視測定する。
b) 要員が，原子力の安全に対する意識を向上し，かつ，原子力の安全への取組を積極的に行えるようにする。
c) 原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を，関係する要員に確実に伝達する。
d) 要員に，常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに，要員が，積極的に原子炉施設の保安に関する問題の報告を行えるようにする。
e) 要員が，積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。
(3) 管理者は，品質マネジメントシステムの有効性を評価し，新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため，年１回以上（年度末及び必要に応じて），自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。

第１章
2 / 33

総則

599

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請（関係法令及び規定の遵守）
第３条 第６条に定める組織（以下「組織」という。）は，前条に定める保安活動を実施するに当たり，関係法令及び規定の遵守が確実に行われるようにする。
２ 理事長は，関係法令及び保安規定の遵守を確実にするための活動の方針を品質方針として定め，組織に所属する全員に向けて関係法令及び保安規定の遵守の重要性を周知する。
３ 第７条に定める職務に従事する者は，第２項に定める活動方
針に基づき，第５条に定める品質マネジメント計画に従い，関係法令及び保安規定の遵守を図るための活動に取り組む。

二 品質マネジメントシステムに関すること（手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。
）。
三 廃止措置に係る品質マネジメ
ントシステムに関すること（手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。
）。

（２）品質マネジメントシステム
・研開炉規則第８７条第３項第２号
１）品質マネジメントシステム（以下「ＱＭＳ」という。
）については、法第４３条の３の５第１項又は第４３条の３の８第１項の許可（以下単に「許可」という。
）若しくは法第４３条の３の３４第２項の認可を受けたところによるもの
であり、かつ、原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）及び原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則の解釈（原規規発第１９１２２５７号－２（令和元年１２月２５日原子力規制委員会決定））を踏まえて定められていること。
具体的には、保安活動の計画、実施、評価及び改善に係る組織及び仕組みについて、安全文化の育成及び維持の体制や手順書等の位置付けを含めて、発電用原子炉施設の保安活動に関する管理の程度が把握できるように定められていること。また、その内容は、原子力安全に対する重要度に応じて、その適用の程度を合理的かつ組織の規模に応じたものとしているとともに、定められた内容が、合理的に実現可能なものであること。
その際、要求事項を個別業務に展開する具体的な体制及び方法について明確にされていること。この具体的な方法について保安規定の下位文書も含めた文書体系の中で定める場合には、当該文書体系について明確にされていること。
２）手順書等の保安規定上の位置付けに関することについて
は、要領書、手順書その他保安に関する文書について、これらを遵守するために、重要度等に応じて、保安規定及びその3 / 33

第２章

品質マネジメントシステム《詳細記載省略》（品質マネジメントシステム）
第５条 原子炉施設に関する保安活動を適切に実施するため，設置許可を受けた品質管理計画に基づき，次のとおり品質マネジメン
ト計画を定める。
1.目的 《記載省略》
2.適用範囲 《記載省略》
3.定義 《記載省略》
4.品質マネジメントシステム 《記載省略》
4.1 一般要求事項 《記載省略》
4.2 文書化に関する要求事項 《記載省略》
4.2.1 一般 《記載省略》
4.2.2 品質マニュアル 《記載省略》
4.2.3 文書管理《記載省略》
4.2.4 記録の管理 《記載省略》
5.経営者等の責任 《記載省略》
5.1 経営者の関与 《記載省略》
5.2 原子力の安全の重視 《記載省略》
5.3 品質方針 《記載省略》
5.4 計画 《記載省略》
5.4.1 品質目標 《記載省略》
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画 《記載省略》
5.5 責任，権限及びコミュニケーション 《記載省略》
5.5.1 責任及び権限 《記載省略》
5.5.2 管理責任者 《記載省略》

600

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準２次文書、３次文書等といったＱＭＳに係る文書の階層的な体系における位置付けが明確にされていること。
（３）廃止措置に係る品質マネジメントシステム
・研開炉規則第８７条第３項第３号
前項に加え、廃止措置の実施に係る組織、文書規定等を定めること。廃止措置の段階に応じて、保安の方法等が明確に示されていること。

4 / 33

保安規定変更認可申請
5.5.3 管理者 《記載省略》
5.5.4 内部コミュニケーション 《記載省略》
5.6 マネジメントレビュー 《記載省略》
5.6.1 一般 《記載省略》
5.6.2 マネジメントレビューへのインプット 《記載省略》
5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット 《記載省略》
6.資源の運用管理 《記載省略》
6.1 資源の確保 《記載省略》
6.2 人的資源 《記載省略》
6.2.1 一般 《記載省略》
6.2.2 力量，教育・訓練及び認識 《記載省略》
6.3 インフラストラクチャ 《記載省略》
6.4 作業環境 《記載省略》
7.業務の計画及び実施 《記載省略》
7.1 業務の計画 《記載省略》
7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス《記載省略》
7.2.1 業務・原子炉施設に対する要求事項の明確化 《記載省略》
7.2.2 業務・原子炉施設に対する要求事項のレビュー《記載省略》
7.2.3 外部とのコミュニケーション 《記載省略》
7.3 設計・開発 《記載省略》
7.3.1 設計・開発の計画 《記載省略》
7.3.2 設計・開発へのインプット 《記載省略》
7.3.3 設計・開発からのアウトプット 《記載省略》
7.3.4 設計・開発のレビュー 《記載省略》
7.3.5 設計・開発の検証 《記載省略》
7.3.6 設計・開発の妥当性確認 《記載省略》
7.3.7 設計・開発の変更管理 《記載省略》
7.4 調達 《記載省略》
7.4.1 調達プロセス 《記載省略》
7.4.2 調達要求事項 《記載省略》
7.4.3 調達製品等の検証 《記載省略》
7.5 業務の実施 《記載省略》
7.5.1 個別業務の管理 《記載省略》
7.5.2 個別業務に関するプロセスの妥当性確認 《記載省略》
7.5.3 識別管理及びトレーサビリティ 《記載省略》
7.5.4 組織外の所有物 《記載省略》
7.5.5 調達製品の保存 《記載省略》

601

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
7.6 監視機器及び測定機器の管理 《記載省略》
8.評価及び改善 《記載省略》
8.1 一般 《記載省略》
8.2 監視及び測定 《記載省略》
8.2.1 組織の外部の者の意見 《記載省略》
8.2.2 内部監査 《記載省略》
8.2.3 プロセスの監視及び測定 《記載省略》
8.2.4 検査及び試験 《記載省略》
8.3 不適合管理 《記載省略》
8.4 データの分析及び評価 《記載省略》
8.5 改善 《記載省略》
8.5.1 継続的改善 《記載省略》
8.5.2 是正処置等 《記載省略》
8.5.3 未然防止処置 《記載省略》

四

廃止措置を行う者の職務及び組織に関すること（４）廃止措置を行う者の職務及び組織
・研開炉規則第８７条第３項第４号
１）本店（本部）及び工場又は事業所における廃止措置段階の発電用原子炉施設に係る保安のために講ずべき措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。
２）廃止措置主任者の選任に関すること
廃止措置に係る保安の監督に関する責任者（以下「廃止措置主任者」という。
）として、核燃料物質や放射性廃棄物の取扱い及び管理に関する専門的知識及び実務経験を有する者を廃止措置の段階に応じて配置することが、その職務及び責任範囲と併せて定められていること。また、廃止措置主任者が保安の監督を適切に行う上で、必要な権限及び組織上の位置付けがなされていること。この際、以下の事
項を考慮すること。
ⅰ. 廃止措置主任者の選任及び配置に関すること
廃止措置主任者は、原子炉設置者（社長、理事長等）の下で、組織の長以上の職位の者が、表１記載の資格を有する者から、廃止措置の段階に応じた専門的知識や実務経験及び職位を考慮して選任すること及び当該主任者
は、その職務の重要性から、組織の長等に対し、意見具申できる立場に配置すること。
ⅱ. 廃止措置主任者の職務に関すること
a. 組織の長に対し意見具申等を行うこと。

5 / 33

第３章 保安管理体制
第１節 組織及び職務（保安に関する組織）【変更なし】
第６条 《記載省略》（職務）第７条 原子炉施設の保安に関する各職位と職務は次の各号のとおりとする。
(1) 理事長は，本規定に定める原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の業務を総理する。
(2) 統括監査の職は，原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査を統括するとともに，監査プロセスの管理責任者として第５条 5.5.2 管理責任者に定める業務を行う。
(3) 監査の職は，原子炉施設の保安に関する品質保証活動の監査を行う。
(4) 安全・核セキュリティ統括部長は，安全・核セキュリティ
統括部における原子炉施設の保安に関する品質保証活動の業
務及び管理責任者として本部（監査プロセスを除く。）における第５条 5.5.2 に定める業務を行う。
(5) 契約部長は，本部における原子炉施設の保安に関する調達業務を行う。
(6) 敦賀廃止措置実証部門長は，敦賀廃止措置実証部門担当理
事とし,理事長を補佐し,敦賀廃止措置実証本部における原子炉施設の保安に関する業務及び保安に関する品質保証活動の

602

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準
b. 発電用原子炉施設の廃止措置に従事する者に対して、指導・助言を行うこと。
c. 保安教育の実施計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
d. 各種マニュアルの制定、改廃に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
e. 保安上重要な計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
f. 保安規定に係る記録の確認を行うこと。
g. 法令に基づく報告について、精査、指導・助言を行うこと。
ⅲ. 廃止措置主任者の意見等の尊重
a. 組織の長は、廃止措置主任者の意見具申等を尊重すること。
b. 発電用原子炉施設の廃止措置に従事する者は、廃止措置主任者の指導・助言を尊重すること。
ⅳ. 廃止措置主任者を補佐する組織廃止措置の対象となる発電用原子炉施設については、
その規模や当該施設を設置する工場又は事業所の組織規模等が多様であることを勘案し、個々の原子炉設置者の判断により、廃止措置主任者の補佐組織を設けることは妨げない。
この場合、補佐組織が他の職務を兼務するときには、当該組織による補佐業務が影響を受けないよう指揮命令
系統を明確にすること。
ⅴ. 廃止措置主任者の代行者の選任及び配置
廃止措置の対象となる発電用原子炉施設については、
その規模等や当該施設を設置する工場又は事業所の組織規模等が多様であることを勘案し、個々の原子炉設置者の判断により、廃止措置主任者の代行者をあらかじめ選
任し、配置しておくことを妨げない。この場合、保安の監督に関する代行者の選任及び配置については、「ⅰ. 廃止措置主任者の選任及び配置に関すること」と同様の手続とすること。
なお、法第４３条の３の３４第２項の廃止措置計画の認可を受けるとともに、発電用原子炉の機能停止措置を行った場合は、当該発電用原子炉については、法第４３
条の３の２６第１項の「発電用原子炉の運転」を行うものではないことから、その旨の保安規定の変更認可を受
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保安規定変更認可申請業務並びに第１２号の業務を統理するとともに，管理責任者として敦賀廃止措置実証本部及びふげんにおける第５条 5.5.2に定める業務を行う。
(7) 敦賀廃止措置実証本部長は，第８号から第１０号の業務を統括する。
(8) 廃止措置推進室長は，ふげんの原子炉施設における廃止措置に係る全体的な計画及び管理に関する業務，基本的な技術検討及び技術開発並びに技術調整に関する業務を行う。
(9) 安全・品質保証室長は，敦賀廃止措置実証本部及びふげんにおける原子炉施設の保安に関する品質保証活動，関係法令，規定の遵守及び安全文化の醸成活動並びにふげんにおける原子炉施設の保安に関する安全確保対策に関する活動及び施設保安管理に関する活動を推進し，統括する。また，平常時の環境放射線モニタリングに関する業務を行う。
(10) 事業管理部長は，敦賀廃止措置実証本部及びふげんにおける原子炉施設の保安に関する調達業務を統括する。
(11) 調達課長は，敦賀廃止措置実証本部及びふげんにおける原子炉施設の保安に関する調達業務を行う。
(12) 所長は，原子炉施設の保安及び保安に関する品質保証活動の業務を統括する。
(13) 廃止措置部長は，第１４号から第１７号までの業務を統括する。
(14) 計画管理課長は，原子炉施設に係る廃止措置事業及び技術開発の計画に関する調整，保安教育の統括に関する業務を行う。
(15) 技術実証課長は，原子炉施設の廃止措置に係る工事管理，調査，研究及び開発，原子炉施設を活用した廃止措置及び高経年化に係る調査及び研究に関する業務を行う。
(16) 設備保全課長は，原子炉施設の施設管理（安全管理課長の所管業務を除く。），使用済燃料の運搬に関する業務を行う。
(17) 施設管理課長は，原子炉施設の運用管理及び廃棄物管理，
使用済燃料の移動に関する業務を行う。
(18) 安全・品質保証部長は，第１９号から第２１号までの業務を統括する。
(19) 品質保証課長は，原子炉施設の保安に関する品質保証活動の推進に関する業務を行う。また，定期事業者検査等に関する業務を行う。
(20) 安全管理課長は，原子炉施設に係る放射線管理及び放射線計測器類の管理に関する業務を行う。

603

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基準けた原子炉設置者については、同項の規定による当該発
電用原子炉に係る発電用原子炉主任技術者の選任を要しない。

表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対象施設に核燃料物質が存在する場合
以下のいずれかに該当する者
イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者
ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
廃止措置対象施設に核燃料物質が存在しない場合
以下のいずれかに該当する者
イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者
ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者

保安規定変更認可申請(21) 施設保安課長は，原子炉施設の廃止措置に関する保安の管理，原子炉施設への出入管理，燃料管理（設備保全課長及び施設管理課長の所管業務を除く。）及び非常時の体制整備に関する業務を行う。
(22) 管理課長は，非常事態対策活動に必要な通信連絡用器材の整備（施設保安課長の所管業務を除く。）に関する業務を行う。
２ 前項第１４号から第１７号まで，及び第１９号から第２２号までに規定する各職位（以下「各課長」という。
）は，それぞれ各号に定める職務に基づき第９章，第１０章及び第１１章に定める業務を行う。
３ 各室部課長（廃止措置推進室長，安全・品質保証室長，事業管理部長及び調達課長をいう。以下同じ。），各部長(廃止措置部長
及び安全・品質保証部長をいう。以下同じ。）及び各課長は，職務の遂行に当たって，各室部課員を指示･指導し，業務遂行に係る品質保証活動を行い，各室部課員は各室部課長，各部長及び各課長の指示・指導に従い業務を実施する。
４ 敦賀廃止措置実証本部長，各室部課長，所長，各部長及び各課長が不在の場合は，その職務は代理職位が代行することができる。
第３節 施設保安主任者（施設保安主任者の選任）【変更なし】
第１０条 《記載省略》（保安主任者の職務）【変更なし】
第１１条 《記載省略》（指示の尊重）【変更なし】
第１２条 《記載省略》

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（燃料体が炉心等から取り出されている場合を除く。
）。

－

ふげん該当なし

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604

条項

研開炉規則
六

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準（５）廃止措置を行う者に対する保安教育
・研開炉規則第８７条第３項第６号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）発電用原子炉施設の運転及び管理を行う者（役務を供給する事業者に属する者を含む。以下「従業員」という。
）について、保安教育実施方針が定められていること。
２）従業員について、保安教育実施方針に基づき、保安教育実
施計画を定め、計画的に保安教育を実施することが定められていること。
３）従業員について、保安教育実施方針に基づいた保安教育実施状況を確認することが定められていること。
４）燃料取扱に関する業務の補助及び放射性廃棄物取扱設備に関する業務の補助を行う従業員については、当該業務に係る保安教育を実施することが定められていること。
５）保安教育の内容について、関係法令及び保安規定への抵触を起こさないことを徹底する観点から、具体的な保安教育の内容、その見直しの頻度等について明確に定められていること。

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 （６）発電用原子炉の運転停止に関する恒久的な措置
する恒久的な措置に関すること ・研開炉規則第８７条第３項第７号※廃止措置対象施設に核燃料物質が存在しない場合を除（廃止措置対象施設内に核燃料く。
物質が存在しない場合を除く。）。
発電用原子炉を恒久的に運転停止するために講ずべき措置が定められていること。
具体的には
１）発電用原子炉の炉心に核燃料物質を装荷しないこと。
２）原子炉制御室の原子炉モードスイッチを原則として停止
から他の位置に切り替えないこと。
３）核燃料物質の譲渡し先が明確になっていること。
等が明確になっていること。
八

発電用原子炉施設の運転の安全審査に関すること。

（７）発電用原子炉施設の運転の安全審・研開炉規則第８７条第３項第８号
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保安規定変更認可申請
第１０章

保安教育

（所員への保安教育）【本文変更なし】
第６７条 《記載省略》（協力会社従業員への保安教育）【変更なし】
第６８条 《記載省略》

第６章 燃料管理（原子炉停止後の恒久措置）【変更なし】
第２４条 《記載省略》

第３章 保安管理体制

605

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）発電用原子炉施設の保安に関する重要事項及び発電用原子炉施設の保安運営に関する重要事項を審議する委員会の設置、構成及び審議事項について定められていること。

保安規定変更認可申請
第２節 中央安全審査・品質保証委員会及び敦賀廃止措置実証部
門安全・品質保証推進会議並びにふげん安全・品質保証推進会議（中央安全審査・品質保証委員会）
第８条 機構に中央安全審査・品質保証委員会を置く。
２ 中央安全審査・品質保証委員会は，理事長の諮問に応じ，原子炉施設の保安に関する次の各号に掲げる基本的重要事項を審議する。
(1) 施設の設置，運転，廃止措置等に伴う安全に関する基本事
項イ 原子炉設置許可の変更に関する重要事項
ロ 原子炉等規制法第４３条の３の３４に基づき認可を受けた廃止措置計画（以下「廃止措置計画」という。）の変更に関する重要事項(2) 事故又は非常事態の重大事項（研究開発段階炉規則第１２９条に定める事象）(3) 品質保証活動の基本事項(4) その他，理事長の諮問する事項
３ 中央安全審査・品質保証委員会は，安全担当理事を委員長とし，理事長が指名した委員をもって構成する。
４ 委員長は，審議結果を理事長に答申する。
５ 理事長は，審議結果を尊重する。
（敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議）
第８条の２ 敦賀廃止措置実証部門に敦賀廃止措置実証部門安
全・品質保証推進会議を置く。
２ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質推進会議は，原子炉施設の保安に関する次の各号に定める事項を審議する。ただし，あらかじめ敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議で定めた軽微な事項は除く。
(1) 施設の設置，運転，廃止措置等に関する基本事項
イ 原子炉設置許可の変更に関する事項
ロ 規定の変更に関する事項
ハ 廃止措置計画の変更に関する事項(2) 事故又は非常事態に関する重大事項（研究開発段階炉規則
第１２９条に定める事象。
）(3) 品質保証活動の基本事項

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606

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請(4) 規定別表第１－１に示す敦賀廃止措置実証本部の所管文書の制定，改定及び廃止(5) その他，敦賀廃止措置実証部門長が必要と認めた事項
３ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は，敦賀廃止措
置実証部門長を委員長とする。委員長が委員会の会議に出席できない場合は，あらかじめ委員長が指名した者が会議に出席し，委員長の職務を行う。
４ 敦賀廃止措置実証部門安全・品質保証推進会議は，敦賀廃止措
置実証本部長，廃止措置推進室長，安全・品質保証室長，事業管理部長，所長及び委員長が指名した委員をもって構成する。
（ふげん安全・品質保証推進会議）
第９条 ふげんにふげん安全・品質保証推進会議を置く。
２ ふげん安全・品質保証推進会議は，原子炉施設の保安に関する
次の各号に定める事項を審議する。ただし，あらかじめふげん安
全・品質保証推進会議で定めた軽微な事項は除く。
(1) 第８条第２項第２号及び第８条の２第２項第２号で定める中央安全審査・品質保証委員会及び敦賀廃止措置実証部門
安全・品質保証推進会議において審議する事項(2) 原子炉設置許可申請書本文に記載の構築物，系統及び機器の変更(3) 規定の変更(4) 廃止措置計画の変更(5) 廃止措置計画に関する事項
イ 第１６条に関する事項
ロ 第１９条に関する事項(6) ふげん規則の制定，改訂及び廃止
イ 廃止措置管理に関する事項
ロ 設備維持管理に関する事項
a) 運用管理に関する事項
b) 施設管理に関する事項
ハ 燃料管理に関する事項
ニ 廃棄物管理に関する事項
ホ 放射線管理に関する事項
へ 非常時の措置に関する事項(7) 保安教育の年間計画の策定に関する事項(8) 事故・故障の水平展開の実施状況に関する事項(9) その他，所長が必要と認めた事項

10 / 33

607

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
３

ふげん安全・品質保証推進会議は，所長を委員長とし，施設保安主任者，各部長，各課長及び委員長が指名した委員をもって構成する。
４ 委員長が出席できない場合は，委員長があらかじめ指名した者が代行する。
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。

（８）管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定並びに立入制限・研開炉規則第８７条第３項第９号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）管理区域を明示し、管理区域における他の場所と区別するための措置を定め、管理区域の設定及び解除において実施すべき事項が定められていること。
２）管理区域内の区域区分について、汚染のおそれのない管理区域及びそれ以外の管理区域について表面汚染密度及び空気中の放射性物質濃度の基準値が定められていること。
３）管理区域内において特別措置が必要な区域について講ずべき措置を定め、特別措置を実施する外部放射線に係る線
量当量率、空気中の放射性物質濃度及び床、壁その他人の触れるおそれのある物の表面汚染密度の基準が定められていること。
４）管理区域への出入管理に係る措置事項が定められている
こと。
５）管理区域から退出する場合等の表面汚染密度の基準が定められていること。
６）管理区域へ出入りする者に遵守させるべき事項及びそれを遵守させる措置が定められていること。
７）管理区域から物品又は核燃料物質等の搬出及び運搬をする際に講ずべき事項が定められていること。
８）保全区域を明示し、保全区域についての管理措置が定められていること。
９）周辺監視区域を明示し、業務上立ち入る者を除く者が周辺監視区域に立ち入らないように制限するために講ずべき措置が定められていること。
１０）役務を供給する事業者に対して遵守させる放射線防護
上の必要事項及びこれを遵守させる措置が定められていること。

11 / 33

第８章 放射線管理
第２節 区域管理（管理区域の設定及び解除）【変更なし】
第３６条 《記載省略》（一時管理区域の設定）【変更なし】
第３７条 《記載省略》（管理区域内における区域区分）【変更なし】
第３８条 《記載省略》（管理区域内における特別措置）【変更なし】
第３９条 《記載省略》（管理区域の出入管理）【変更なし】
第４０条 《記載省略》（管理区域出入者の遵守事項）【変更なし】
第４１条 《記載省略》（保全区域）【変更なし】
第４２条 《記載省略》（周辺監視区域）【変更なし】
第４３条 《記載省略》
第６節
協力会社の保安措置（協力会社の放射線防護）【変更なし】
第５２条 《記載省略》

608

条項

研開炉規則
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。

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準（９）排気監視設備及び排水監視設備
・研開炉規則第８７条第３項第１０号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定等の放出管理に係る設備の設置及び機能の維持の方法並びにその使用方法が定められていること。
これらの設備の機能の維持の方法については、施設全体の管理方法の一部として、（１７）における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。また、これらの設備のうち放射線測定に係るものの使用方法については、施設全体の管理方法の一部として、（１１）における放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関する事項と併せて定められていてもよい。

（10）線量、線量当量、汚染の除去等
・研開炉規則第８７条第３項第１１号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）放射線業務従事者が受ける線量について、線量限度を超えないための措置（個人線量計の管理の方法を含む。
）が定められていること。
２）国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（as low asreasonably achievable。以下「ＡＬＡＲＡ」という。
）の精神にのっとり、放射線業務従事者が受ける線量を管理することが定められていること。
３）管理区域内で汚染のおそれのない区域に物品又は核燃料物質等を移動する際に講ずべき事項が定められていること。
４）実用炉規則第７８条又は研開炉規則第７３条に基づく床、壁等の除染を実施すべき表面汚染密度の明確な基準が定められていること。
５）管理区域及び周辺監視区域境界付近における線量当量率等の測定に関する事項が定められていること。
６）核燃料物質等（新燃料、使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く。
）の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工12 / 33

保安規定変更認可申請
第８章
第４節

放射線管理
線量当量率等の測定（放射線計測器類の管理）
第４９条 安全管理課長は，別表第３（別表第４を含む）に掲げる
放射線計測器類について，同表に定める数量を確保する。また，
定期的に点検を実施し，機能維持を図る。ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理するとともに，必要に応じて代替品を補充する。
２ 設備保全課長は，別表第４に掲げるガンマ線エリアモニタ及びモニタリングポストについて，同表に定める数量を確保する。
また，定期的に点検を実施し，機能維持を図る。ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理するとともに，必要に応じて代替品を補充する。
また、機能の維持の方法として第５章第２節（施設管理）においても施設管理に関する事項として記載
第８章 放射線管理
第１節 通則（基本方針）
第３５条の２ ふげんにおける放射線管理に係る保安活動は，放射線による従事者等（所員及びふげんに勤務する所員以外の者）の被ばくを，定められた限度以下であって，かつ，合理的に達成
可能な限り低い水準に保つように実施する。
第２節 区域管理（管理区域出入者の遵守事項）【変更なし】
第４１条《記載省略》
第３節 被ばく管理（線量の評価）第４５条 各課長は，管理区域内で作業をする場合，作業内容に応じて作業計画を立案するとともに，放射線防護上必要な措置を講じることで放射線業務従事者の線量低減に努める。
２ 安全管理課長は，所員の放射線業務従事者の線量を次の表に定める項目，頻度に基づき評価し，法令に定める実効線量限度及び等価線量限度を超えていないことを確認する。

609

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。なお、この事項は、（１２）及び（１３）における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。
７）放射性廃棄物でない廃棄物の取扱いに関することについては、「原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いについて（指示）」（平成２０・０４・２１原院第１号（平成２０年５月２７日原子力安全・保安院制定（ＮＩＳ
Ａ－１１１ａ－０８－１）））を参考として記載していること。なお、この事項は、放射性廃棄物との仕分け等を明確にするため、（１３）における放射性廃棄物の管理に関する事
項と併せて定められていてもよい。
８）法第６１条の２第２項により認可を受けた場合においては、同項により認可を受けた放射能濃度の測定及び評価の方法に基づき、当該認可を受けた申請書等において記載された内容を満足するよう、同条第１項の確認を受けようとする物に含まれる放射性物質の放射能濃度の測定及び評価を行い、適切に取り扱うことが定められていること。なお、この事項は、放射性廃棄物との仕分け等を明確にするため、（１３）における放射性廃棄物の管理に関する事項と併せて定められていてもよい。
９）汚染拡大防止のための放射線防護上、必要な措置が定められていること。

13 / 33

保安規定変更認可申請
３

安全管理課長は，前項の結果を本人及び所属課長に通知するとともに，所長，保安主任者及び各部長に報告する。
４ 安全管理課長は，別表第１１(11)から(13)までの記録を作成し，保存する。
（線量の管理目標値）【変更なし】
第４６条 《記載省略》（床，壁等の除染）【変更なし】
第４７条 《記載省略》
第４節

線量当量率等の測定（線量当量率等の測定）【変更なし】
第４８条 《記載省略》
第５節

物品移動の管理（管理区域外への移動）
第５０条 安全管理課長は，管理区域から管理区域外へ搬出される物品又は管理区域内で汚染のおそれのない管理区域に移動する物品の表面密度が，法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。ただし，汚染のおそれのない管理区域から管理区域外へ搬出される場合においてはこの限りでない。
２ 各課長は，管理区域内の物品を表面密度の基準の高い区域から低い区域へ搬出する場合は，当該区域の出入口で汚染拡大防止の措置を講じる。
３ 各課長は，管理区域外に使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く核燃料物質等を運搬する場合は，第３０条第１項を準用する。
４ 各課長は，管理区域外に使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く核燃料物質等を運搬する場合は，汚染の広がりの防止，遮へい等の措置を講じ，運搬前に線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことについて安全管理課長の確認を受ける。ただし，汚染のおそれのない管理区域から運搬する場合
は，表面密度について確認を省略できる。

610

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
５

各課長は，汚染の広がりの防止，遮へい等の措置を講じて，管理区域内で汚染のおそれのない管理区域に使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く核燃料物質によって汚染されたものを移動する場合は，容器等の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことについて安全管理課長の確認を受ける。

（核燃料物質等の搬出）第５１条 各課長は，使用済燃料及び放射性固体廃棄物を除く核燃料物質等を搬出する場合は，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得る。
２ 各課長は，搬出に当たっては法令に定める核燃料物質等の区分に応じた輸送物として運搬する。
３ 各課長は，運搬前に次の事項を確認する。
(1) 法令に適合する容器に封入されていること。
(2) 法令に定める書類及び物品以外のものが収納されていな
いこと。
(3) Ｌ型輸送物については，開封されたときに見やすい位置に
法令に定める表示を行うこと。
(4) Ａ型輸送物については，みだりに開封されないように，かつ，開封された場合に開封されたことが明らかになるように，容易に破れないシールの貼付け等の措置を講じること。
４ 安全管理課長は，運搬前に容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器等の表面密度が法令に定める
表面密度限度を超えていないことを確認する。ただし，第３８条
第１項第１号に定める区域から運搬する場合は，表面密度について確認を省略できる。
５ 各課長は，別表第１１(14)の記録を作成し，保存する。

14 / 33611

十二 放射線測定器の管理及び放 （11）放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法
射線の測定の方法に関すること。 ・研開炉規則第８７条第３項第１２号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）放射線測定器（放出管理用計測器及び放射線計測器を含む。以下同じ。
）の種類、所管箇所、数量及び機能の維持の方法並びにその使用方法（測定及び評価の方法を含む。
）が定められていること。
２）放射線測定器の機能の維持の方法については、施設全体の管理方法の一部として、（１７）における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。

第７章 廃棄物管理
第３節 放射性液体廃棄物の管理（放射性液体廃棄物の管理）【変更なし】
第３３条《記載省略》
第４節 放射性気体廃棄物の管理（放射性気体廃棄物の管理）【変更なし】
第３４条《記載省略》
第８章 放射線管理
第４節 線量当量率等の測定（線量当量率等の測定）【変更なし】
第４８条《記載省略》（放射線計測器類の管理）
第４９条 安全管理課長は，別表第３（別表第４を含む）に掲げる
放射線計測器類について，同表に定める数量を確保する。また，
定期的に点検を実施し，機能維持を図る。ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理するとともに，必要に応じて代替品を補充する。
２ 設備保全課長は，別表第４に掲げるガンマ線エリアモニタ及びモニタリングポストについて，同表に定める数量を確保する。
また，定期的に点検を実施し，機能維持を図る。ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理するとともに，必要に応じて代替品を補充する。
また、第５章第２節（施設管理）においても施設管理に関する事項として記載

15 / 33612

条項

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準
十三 核燃料物質の受払い、運搬、 （12）核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い
貯蔵その他の取扱い（工場又は事 ・研開炉規則第８７条第３項第１３号
業所の外において行う場合を含※廃止措置対象施設に核燃料物質が存在しない場合を除く。
む。
）に関すること（廃止措置対象
本事項については、以下のような事項が明記されている施設内に核燃料物質が存在しなこと。
い場合を除く。
）。
１）核燃料物質の工場又は事業所内における運搬及び工場又は事業所の外における運搬に関すること。
ここでは、工場又は事業所における新燃料の運搬及び貯蔵並びに使用済燃料の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、新燃料及び使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）が定められていること。なお、この事項は、（１０）及び（１３）における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。
研開炉規則

16 / 33

保安規定変更認可申請
第６章 燃料管理（使用済燃料の貯蔵管理）【変更なし】
第２５条 《記載省略》（使用済燃料の運搬管理）第２６条 施設保安課長は，廃止措置計画に基づき，使用済燃料を搬出する場合は，搬出に係る実施計画を作成し，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得て，各課長に通知する。
２ 前項の実施計画に基づき，使用済燃料を使用済燃料輸送用容器（以下本条において「容器」という。）に収納する場合は，収納前に次の各号に掲げる事項を確認する。
(1) 設備保全課長は，法令に適合した容器であることを確認すること。
(2) 施設管理課長は，燃料移送機を使用すること。
３ 施設保安課長，安全管理課長及び設備保全課長は，第１項の実
施計画に基づき，使用済燃料を収納した容器を運搬する場合は，
移動及び運搬のそれぞれの実施前に次の各号に掲げる事項を確認する。
(1) 設備保全課長は，容器をキャスク洗浄室から運搬車両へ移動する場合は，キャスク取扱クレーンを使用すること。
(2) 安全管理課長は，管理区域内で第３８条第１項第１号に定める区域に移動する場合は，容器の表面の放射性物質の密度（以下「表面密度」という。）が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認すること。
(3) 安全管理課長は，管理区域外へ運搬する場合は，容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認すること。ただし，第３８条第１項第１号に定める区域から運搬する場合は，表面密度について確認を省略できる。
(4) 設備保全課長は，容器の運搬車両への積み付けの際，運搬中に移動，転倒及び転落を防止する措置を講じること。
(5) 設備保全課長は，法令に定める危険物と混載しないこと。
(6) 設備保全課長は，管理区域外において使用済燃料を運搬する場合は，容器及び運搬車両に法令に定める標識を取り付ける
こと。

613

条項

研開炉規則

十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む。
）に関すること。

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請(7) 施設保安課長は，管理区域外において使用済燃料を運搬する場合は，運搬経路に標識を設けること等の方法により，関係者以外の者及び他の車両の立入りを制限するとともに，必要な箇所に警備員を配置すること。
(8) 設備保全課長は，管理区域外において使用済燃料を運搬する場合は，核燃料物質の取扱いに関し，所長が指名した専門的知識及び経験を有する者を同行させ，保安のために必要な監督を行わせること。
(9) 設備保全課長は，管理区域外において使用済燃料を運搬する場合は，運搬車両を徐行させること。
４ 前項の担当課長及び品質保証課長は，使用済燃料を収納した容器を運搬する場合は， 使用済燃料を収納した容器が法令に定められた技術基準に適合したものであることを確認するため，次の検査を実施する。
(1) 外観検査(2) 気密漏えい検査(3) 圧力測定検査(4) 線量当量率検査(5) 未臨界検査(6) 温度測定検査(7) 吊上検査(8) 重量検査(9) 収納物検査(10) 表面密度検査
５ 施設保安課長は，別表第１１(7)の記録を作成し，保存する。
６ 設備保全課長は，別表第１１(14)の記録を作成し，保存する。
第７章 廃棄物管理第１節 通則（基本方針）
第２７条 ふげんにおける放射性廃棄物に係る保安活動は，放射性物質の放出による公衆の被ばくを，定められた限度以下であって，かつ，合理的に達成可能な限り低い水準に保つように実施する。

（13）放射性廃棄物の廃棄
・研開炉規則第８７条第３項第１４号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）放射性気体廃棄物の放出箇所及び放出管理目標値を満たすための放出量管理方法並びに放射性気体廃棄物の放出物
質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
２）放射性液体廃棄物の放出箇所、放出管理目標値及び基準値を満たすための放出管理方法並びに放射性液体廃棄物の放 （放射性液体廃棄物の管理）
出物質濃度の測定項目及び頻度が定められていること。
第３３条 施設管理課長は，放射性液体廃棄物を放出する場合は，
３）平常時の環境放射線モニタリングの実施体制（計画、実施、安全管理課長に放射性物質濃度等の測定を依頼する。
評価等）について定められていること。

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準４）ＡＬＡＲＡの精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。
５）放射性固体廃棄物の貯蔵及び保管に係る具体的な管理措
置並びに運搬に関し、放射線安全確保のための措置が定められていること。
６）放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の工場又は事業所の外への廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。
）に関する行為の実施体制が定められていること。
７）放射性固体廃棄物の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。
）に係る体制が構築されていることが明記されていること。なお、この事項は、（１０）及び（１２）における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

保安規定変更認可申請
２

安全管理課長は，前項の依頼を受け，別表第５に掲げる項目，
頻度に従って測定を行い，次の各号に掲げる事項を確認し，測定結果を施設管理課長に通知する。
(1) 放射性液体廃棄物の放出による復水器冷却水放水路排水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
視区域の外側の境界における水中の濃度限度を超えないこと。
(2) 復水器冷却水放水路排水中の放射性物質の放出量が別表第６に掲げる放出管理目標値を超えないこと。
３ 施設管理課長は，前項の測定結果に基づき，復水器冷却水放水路より放射性液体廃棄物を管理放出する。その放出量が合理的に達成できる限り低くなるよう努力しなければならない。
４ 施設管理課長は，前項の放出結果を安全管理課長に報告し，安全管理課長は，その放出結果を確認する。
５ 安全管理課長は，別表第１１(9)の記録を作成し，保存する。
第４節

放射性気体廃棄物の管理（放射性気体廃棄物の管理）第３４条 安全管理課長は，主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒より放出される放射性気体廃棄物について，別表第７に掲げる
項目，頻度に従って測定し，次の各号に掲げる事項を確認し，測定結果を施設管理課長に通知する。
(1) 主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒からの放射性気体廃棄物の放出による周辺監視区域の外における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の外の空気中の濃度限度を超えないこと。
(2) 主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒からの放射性物質の放出量が別表第８に掲げる放出管理目標値を超えないこと。
２ 施設管理課長は，前項の測定結果に基づき，主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒より放射性気体廃棄物を管理放出する。その放出量が合理的に達成できる限り低くなるよう努力しなければならない。
３ 安全管理課長は，別表第１１(9)の記録を作成し，保存する。
（平常時の環境放射線モニタリング）第４８条の２ 安全・品質保証室長は，周辺環境への放射性物質の影響を確認するため，平常時の環境放射線モニタリングの計画を立案し，その計画に基づき測定を行い評価する。
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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請（放射性固体廃棄物の処理及び貯蔵管理）【変更なし】
第２９条 《記載省略》（放射性固体廃棄物の運搬管理）第３０条 施設管理課長は，管理区域外へ放射性固体廃棄物を運搬する場合は，次の各号に掲げる措置を講じ，運搬前にこれらの措置の実施状況を確認する。
(1) 法令に適合する容器に封入して運搬すること。ただし，放射性固体廃棄物の放射能濃度が法令に定める限度を超えない場合であって，法令に定める障害防止の措置を講じた
場合は，この限りでない。
(2) 容器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。
(3) 法令に定める危険物と混載しないこと。
(4) 容器等の適当な箇所に法令に定める標識を取り付けること。
(5) 車両により運搬物を運搬する場合は，当該車両を徐行させるとともに，運搬行程が長い場合にあっては，保安のため他の車両を伴走させること。
(6) 運搬物の運搬経路においては，標識の設置，見張人の配置等の方法により，運搬に従事する者以外の者及び運搬に使用する車両以外の車両の立入りを制限すること。
(7) 放射性固体廃棄物の取扱いに関する知識及び経験を有する者を同行させ，保安のために必要な監督を行わせること。
２ 安全管理課長は，前項の運搬に当たり，運搬前に容器等の線量当量率が法令に定める値を超えていないこと及び容器の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことについて確認する。ただし，第３８条第１項第１号に定める区域から運搬する場合は，表面密度について確認を省略できる。
３ 安全管理課長は，管理区域内で，第３８条第１項第１号に定める区域へ放射性固体廃棄物を移動させる場合は，運搬前に容器の表面密度が法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えていないことを確認する。
４ 施設管理課長は，放射性固体廃棄物を搬出する場合は，法令に定める運搬に関する事項を遵守し，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得る。
５ 施設管理課長は，別表第１１(14)の記録を作成し，保存する。

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616

条項

研開炉規則

十六 設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る発電用原子炉施設の保全に関する措置に関すること。

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準（14）非常の場合に講ずべき処置
・研開炉規則第８７条第３項第１５号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。
２）緊急時における運転に関する組織内規程類を作成することが定められていること。
３）緊急事態発生時は定められた通報経路に従い、関係機関に通報することが定められていること。
４）緊急事態の発生をもってその後の措置は、原子力災害対策
特別措置法（平成１１年法律第１５６号）第７条第１項の原子力事業者防災業務計画によることが定められていること。
５）緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時における活動を実施することが定められていること。
６）次に掲げる要件に該当する放射線業務従事者を緊急作業に従事させるための要員として選定することが定められていること。
ⅰ．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。
ⅱ．緊急作業についての訓練を受けた者であること。
ⅲ．実効線量について２５０ｍＳｖを線量限度とする緊急作業に従事する従業員は、原子力災害対策特別措置法第８条第３項に規定する原子力防災要員、同法第９条第１項に規定する原子力防災管理者又は同条第３項に規定する副原子力防災管理者であること。
７）放射線業務従事者が緊急作業に従事する期間中の線量管理（放射線防護マスクの着用等による内部被ばくの管理を含む。
）、緊急作業を行った放射線業務従事者に対し、健康診断を受診させる等の非常の場合に講ずべき処置に関し、適切な内容が定められていること。
８）事象が収束した場合には、緊急時体制を解除することが定められていること。
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保安規定変更認可申請

第９章 非常時の措置
第１節 事前対策（非常事態の定義）【変更なし】
第５４条 《記載省略》（非常事態対策組織）【変更なし】
第５５条 《記載省略》（要員の確保）【変更なし】
第５６条 《記載省略》（緊急作業従事者の選定）【変更なし】
第５６条の２ 《記載省略》（資機材の整備）【変更なし】
第５７条 《記載省略》（通報系統）【変更なし】
第５８条 《記載省略》（非常時対処訓練）【変更なし】
第５９条 《記載省略》

第２節 初期活動（通報）【変更なし】
第６０条 《記載省略》

617

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準９）防災訓練の実施頻度について定められていること。

十七 発電用原子炉施設に係る保 （15）設計想定事象等に対する発電用原子炉施設の保全に関安（保安規定の遵守状況を含む。
）
する措置に関する適正な記録及び報告（第 ・研開炉規則第８７条第３項第１６号
百二十九条各号に掲げる事故故
本事項については、以下のような事項が明記されている障等の事象及びこれらに準ずること。
ものが発生した場合の経営責任 １）許可を受けたところによる基本設計ないし基本的設計方者への報告を含む。）に関するこ針又は法第４３条の３の３４第２項の認可を受けた廃止措と。
置計画に則した対策が機能するよう、想定する事象に応じて、次に掲げる措置を講ずることが定められていること。
ⅰ．発電用原子炉施設の必要な機能を維持するための活動に関する計画を策定し、要員を配置するとともに、計画に従って必要な活動を行わせること。特に、当該計画には、次に掲げる事項（研究開発段階発電用原子炉にあっては、ロに掲げる事象を除く。）を含めること。
イ 火災
可燃物の管理、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に関すること。
ロ 火山現象による影響（影響が発生するおそれを含む。
以下「火山影響等」という。
）
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。
ハ 重大事故に至るおそれのある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。
）又は重大事故（以下「重大事故等」という。
）
重大事故等発生時における使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する燃料体の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
ニ 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。
）① 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。
② 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。

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保安規定変更認可申請（地震・火災等発生時の対応）
第６１条 施設管理課長は，地震・火災が発生した場合は次の措置を講じるとともに，その結果を所長，保安主任者，各部長，安全管理課長，施設保安課長及び設備保全課長に連絡し，原子炉施設の保安の措置について協議する。
(1) 最寄の気象庁震度観測点において震度５弱以上の地震が観測された場合，地震終了後，原子炉施設の損傷及び火災の有無を確認する。
(2) 原子炉施設に火災が発生した場合(以下「火災発生時」という。)は，早期消火及び延焼の防止に努めるとともに，原子炉施設の損傷の有無を確認する。
２ 施設保安課長は，火災発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備として，次の各号に掲げる事項に係る計画を策定し，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得る。
(1) 管理課長は，消防機関へ通報するため，専用回線を使用した通報設備を中央制御室に設置する＊１とともに定期的な点検を実施する。
(2) 施設保安課長は，初期消火活動を行う要員を定め，常駐させるとともに，この要員に対する火災発生時の通報連絡体制を定める。
(3) 施設保安課長及び設備保全課長は，初期消火活動を行うために必要な消火設備，資機材を定め，配備するとともに，定期的な点検を実施する。
(4) 施設保安課長は，原子炉施設における可燃性の持込物の管理方法を定める。
(5) 施設管理課長は，第２２条に定める巡視により，火災の発生の有無を確認する。
(6) 施設保安課長は，前各号に定める初期消火活動のための体制について，総合的な訓練及び初期消火活動の結果を１
年に１回以上評価するとともに，評価結果に基づき，より適切な体制となるよう必要な見直しを行う。
＊１：専用回線，通報設備が，点検又は故障により使用不能となった場合を除く。ただし，点検又は補修後は遅滞なく復旧させる。
３ 施設管理課長は，山火事，台風，津波等の影響により，原子炉
施設に重大な影響を及ぼす可能性があると判断した場合は，所

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準③ 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。
ⅱ．必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練に関すること。特に重大事故等又は大規模損壊の発生時における発電用原子炉施設の必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練については、それぞれ毎年１回以上定期に実施すること。
ⅲ．必要な機能を維持するための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、化学消防自動車、泡消火薬剤、消火ホース、照明器具、無線機器、フィルターその他の資機材を備え付けること。
ⅳ．その他必要な機能を維持するための活動を行うために必要な体制を整備すること。

保安規定変更認可申請
長，保安主任者，各部長，安全管理課長，施設保安課長及び設備保全課長に連絡し，原子炉施設の保安の措置について協議する。
（応急措置）【変更なし】
第６２条 《記載省略》
第３節 非常時における活動（非常事態の発令）【変更なし】
第６３条 《記載省略》（非常事態における活動）【変更なし】
第６４条 《記載省略》（電源機能喪失時等の体制の整備）
第６４条の２ 施設保安課長は，交流電源を供給する全ての設備の機能の喪失，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テロリズムによる原子炉施設の大規模な損壊の発生等により，使用済燃料貯蔵プールにおける放射線の遮へいのための水位が低下もしくはそのおそれがある場合（以下「電源機能喪失時等」という。）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備として，次の各号に掲げる事項に係る計画を策定し，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得る。
(1) 電源機能喪失時等における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の配置(2) 電源機能喪失時等における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(3) 電源機能喪失時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な可搬式発電機，可搬式動力ポンプ，
ホースその他資機材の配備
２ 各課長は，前項の計画に基づき，電源機能喪失時等における原子炉施設の保全のための活動を実施する。
３ 施設保安課長は，第１項及び前項に定める事項について定期的に評価を行うとともに，所長，保安主任者及び各部長に報告し，評価の結果に基づき必要な措置を講じる。
（緊急作業従事者の線量管理等）【変更なし】
第６４条の３ 《記載省略》

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請（非常事態の解除）【変更なし】
第６５条 《記載省略》
第４節

原子力災害発生時の措置（原子力災害発生時の措置）【変更なし】
第６６条 《記載省略》
十八 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（第百二十九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。

十九 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。
）。

（16）発電用原子炉施設及び廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告
・研開炉規則第８７条第３項第１７号及び第１８号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）発電用原子炉施設に係る保安に関し、必要な記録を適正に作成し、管理することが、明確に記載されていること。その際、保安規定及びその下位文書において、必要な記録を適正に作成し、管理するための措置が定められていること。
２）実用炉規則第６７条又は研開炉規則第６２条に定める記録について、その記録の管理に関すること（計量管理規定及び核物質防護規定で定めるものを除く。
）が定められている
こと。
３）発電所長及び廃止措置主任者に報告すべき事項が定められていること。
４）特に、実用炉規則第１３４条各号又は研開炉規則第１２９条各号に掲げる事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合においては、例えば、経営責任者に確実に報告がなされる体制が構築されていることなど、安全確保に関する経営責任者の強い関与が明記されていること。
５）当該事故故障等の事象に準ずる重大な事象について、具体的に明記されていること。

第１１章 記録及び報告（記録等）
第６９条 各課長は，研究開発段階炉規則第６２条に基づき，原子炉施設に係る保安（規定の遵守状況を含む。）及び廃止措置に係る保安（規定の遵守状況を含む。）に関する記録として，別表第１１及び別表第１１－２に定める記録を適正に＊作成し，第５条4.2.4に基づき管理する。なお，記録を作成する場合は，法令に定める記録に関する事項を遵守する。
２ 組織は，別表第１１－３に掲げる保安に関する記録を適正＊に作成し，保存する。なお，記録を作成する場合は，法令に定める記録に関する事項を遵守する。
＊：｢適正に｣とは，不正行為がなされていないことをいう。

（17）発電用原子炉施設の施設管理
・研開炉規則第８７条第３項第１９号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）施設管理方針、施設管理目標及び施設管理実施計画の策定
並びにこれらの評価及び改善について、「原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措

第５章 設備維持管理
第２節 施設管理（施設管理計画）第２３条 廃止措置計画の認可において，「研究開発段階発電用
原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」を含む要求事項への適合性を維持し，原子炉施設の安全を確保するため，

23 / 33（報告）【変更なし】
第７０条 《記載省略》

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基準置等に係る運用ガイド」（原規規発第１９１２２５７号－７（令和元年１２月２５日原子力規制委員会決定））を参考として定められていること（廃止措置計画の認可後に安全機能を維持する必要のある施設の施設管理を含む。
）。
２）使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することが定められていること。

保安規定変更認可申請
その性能を維持すべきものとされる原子炉施設に対して，以下の施設管理計画を定める。
1.施設管理の実施方針及び施設管理目標(1) 理事長は，原子炉施設の安全確保を最優先として，施設管理の継続的な改善を図るため，施設管理の現状等を踏まえ，施設管理の実施方針を設定する。また，10.施設管理の有効性評価の結果，及び施設管理を行う観点から特別な状態（5.3参照）を踏まえ施設管理の実施方針の見直しを行う。
(2) 所長は，施設管理に関する実施方針に基づき施設管理目標を設定する。また，10.施設管理の有効性評価の結果，及び施設管理を行う観点から特別な状態（5.3 参照）を踏まえ施設管理目標の見直しを行う。
2.保全プログラムの策定
保守担当課長は，施設管理目標を達成のため，3.保全の対象範囲の策定から9.の保全の有効性評価からなる保全プログラ
ムを策定する。また，10.施設管理の有効性評価の結果及び施設管理を行う観点から特別な状態（5.3 参照）を踏まえ保全プ
ログラムの見直しを行う。
3.保全対象範囲の策定
安全管理課長及び設備保全課長（以下「保守担当課長」という。）は，原子炉施設の中から，保全を行うべき対象範囲として次の各項の設備を選定する。
(1) 廃止措置計画に基づく性能維持施設（別表第４）(2) その他自ら定める設備
4.施設管理の重要度の策定
安全管理課長及び設備保全課長は，3.の保全対象範囲について系統ごとの範囲と機能を明確にした上で，構築物，系統及び機器の施設管理の重要度として，点検に用いる重要度（以下「保全重要度」という。）と設計及び工事に用いる重要度を設定する。
(1) 系統の保全重要度は，重要度分類指針の重要度分類を参考に設定する。
(2) 機器の保全重要度は，当該機器が属する系統の保全重要度と整合するよう設定する。
(3) 構築物の保全重要度は，(1)又は(2)に基づき設定する。

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請(4）設計及び工事に用いる重要度は，原子炉施設の安全性を確保するため，「品質に係る重要度の管理要領」に従い，設定する。
(5）次項以降の保全活動は重要度に応じた管理を行う。
5.保全計画の策定(1) 保守担当課長は，3．の保全対象範囲に対し，以下の保全計画を策定する。なお，保全計画には，計画の始期及び期間に関することを含める。また，保全計画の策定に当たっては，廃止措置の安全性に与える影響及び建屋の一部の壁において圧縮強度が設計基準強度を下回るデータが得られたことを考慮する。
a.点検計画（5.1 参照）
b.設計及び工事の計画（5.2 参照）
c.特別な保全計画（5.3 参照）(2) 保守担当課長は，保全計画の策定に当たって，4.の施設管理の重要度を勘案し，必要に応じて次の事項を考慮する。また，9.の保全の有効性評価の結果を踏まえ保全計画の見直しを行う。
a.運転実績並びに事故及び故障事例などの運転経験
b.使用環境及び設置環境
c.劣化及び故障モード
d.機器の構造等の設計的知見
e.科学的知見(3) 保守担当課長は，保全の実施段階において廃止措置に影響を及ぼす可能性のある行為を把握し，保全計画を策定する。
5.1 点検計画の策定(1) 保守担当課長は，3．の保全対象範囲に対し，点検を実施する場合は，あらかじめ保全方式を選定し，点検の方法並びにそれらの実施頻度及び実施時期を定めた点検計画を策定する。
(2) 保守担当課長は，構築物，系統及び機器の適切な単位ごとに，予防保全を基本として，以下に示す保全方式から適切な方式を選定する。
ａ.予防保全①時間基準保全②状態基準保全25 / 33

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
ｂ.事後保全(3) 保守担当課長は，選定した保全方式の種類に応じて，次の事項を定める。
ａ.時間基準保全
点検を実施する時期までに，次の事項を定める。
①点検の具体的方法②構築物，系統及び機器が所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要なデータ
項目，評価方法及び管理基準
③実施頻度
④実施時期
なお，時間基準保全を選定した機器に対して，運転中に設備診断技術を使った状態監視データ採取，巡視点検又は定例試験の状態監視を実施する
場合は，状態監視の内容に応じて，状態基準保全を選定した場合に準じて必要な事項を定める。
b.状態基準保全①設備診断技術を使い状態監視データを採取する時期までに，次の事項を定める。
ｉ）状態監視データの具体的採取方法ⅱ）機器の故障の兆候を検知するために必要な状
態監視データ項目，評価方法及び必要な対応を適切に判断するための管理基準ⅲ）状態監視データ採取頻度ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方
法②巡視点検を実施する時期までに，次の事項を定める。
ⅰ）巡視点検の具体的方法ⅱ）構築物，系統及び機器の状態を監視するために必要なデータ項目，評価方法及び管理基準ⅲ）実施頻度ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達するか又は故障の兆候を発見した場合の対応方法③定例試験を実施する時期までに，次の事項を定める。

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
ⅰ）定例試験の具体的方法ⅱ）構築物，系統及び機器の状態を監視するために必要なデータ項目，評価方法及び管理基準ⅲ）実施頻度ⅳ）実施時期ⅴ）機器の状態が管理基準に達した場合の対応方
法
c.事後保全
事後保全を選定した場合は，機能喪失の発見後，修復を実施する前に，修復方法，修復後に所定の機能を発揮することの確認方法及び修復時期を定める。
（4）品質保証課長は，点検を実施する構築物，系統及び機器が，所定の機能を発揮しうる状態にあることを定期事業者検査＊１
により確認・評価する時期までに，次の事項を定める。
a.定期事業者検査の具体的方法
b.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要な定期事業者検査項目，評価方法及び管理基準
c.定期事業者検査の実施時期＊1：定期事業者検査とは，点検及び工事とは別に要求事項への適合を確認する合否判定行為であり，研究開発段階炉規則第５１条，第５２条の「定期事業者検査」をいう。
5.2 設計及び工事の計画の策定(1) 保守担当課長は，設計及び工事を実施する場合は，あらか
じめその方法及び実施時期を定めた設計及び工事の計画を策定する。また，性能維持施設の設計及び工事＊2を実施する場合
は，その計画段階において，法令に基づく必要な手続き＊3の要否について確認を行い，その結果を記録する。
(2) 保守担当課長は，性能維持施設の設計及び工事を実施した
設備の定期事業者検査を行う場合は，検査の方法並びにそれらの実施頻度及び実施時期を定めた計画を定める。
(3) 品質保証課長は，性能維持施設の工事を実施する構築物，
系統及び機器が，所定の機能を発揮しうる状態にあることを定期事業者検査により確認・評価する時期までに，次の事項を定める。
a.検査及び試験等の具体的方法

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
b.所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必要な定期事業者検査及び試験等の項目，評価方法及び管理基準
c.検査及び試験等の実施時期(4) 保守担当課長は，(1)及び(2)を定めた設計及び工事の計画を策定し，各部長及び保安主任者の確認を受け，所長の承認を得る。
＊2：性能維持施設の設計及び工事とは，別表第４に定める設備の機器及び構造物の設計及び工事をいう。
＊3：法令に基づく必要な手続きとは，原子炉等規制法第４３条の３の３４（発電用原子炉の廃止に伴う措置）に係る手続きをいう。（以下，本条において同じ。）
5.3 特別な保全計画(1) 保守担当課長は，地震，事故等により，計画外の保全を実施する場合などは，特別な措置として，あらかじめ当該原子炉施設の状態に応じた保全方法及び実施時期を定めた計画を策定する。
6.保全の実施(1) 品質保証課長及び保守担当課長は，5.で定める保全計画に従って保全を実施する。
(2) 保守担当課長は，保全の実施にあたって，第２３条の３の設計管理及び第２３条の４による作業管理を実施する。
(3) 関係課長は，保全の結果について記録する。
7.保全の結果の確認・評価(1) 保守担当課長は，保全プログラムに従い実施した点検・補修等の結果を基に，機器，設備が要求される機能を発揮しうることを確認・評価するため，確認・評価する事項，方法及び基準を定め，その機能が要求される時期までに確認・評価
し，記録する。
(2) 保守担当課長は，定めたプロセスに基づき点検・補修等が実施されたことを確認・評価するための方法を定め，確認・評価し，記録する。
(3) 品質保証課長は，性能維持施設が所定の機能を発揮しうる状態にあることを検証するため定期事業者検査を第２３条の28 / 33

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
５（定期事業者検査の実施）に従い，定められた時期までに確認・評価し記録する。
8．不適合管理，是正処置及び未然防止処置(1) 関係課長は，施設管理の各段階において不適合の発生が認められた場合，第5条8.3に基づく不適合管理を実施し，記録する。また，必要に応じて第５条8.5.2に基づく是正処置を講じる。
(2) 関係課長は，他の原子力施設の運転経験等の知見をもとに，自らの組織で起こり得る問題の影響に照らし適切な未然防止処置を講ずる。
(3) 関係課長は，(1)及び（2）の活動を第５条に基づき実施する。
9．保全の有効性評価(1) 保守担当課長は，保全活動から得られた情報から，保全の有効性を評価し，保全が有効に機能していることを確認するとともに，継続的な改善につなげる。
a.保守担当課長は，あらかじめ定めた時期及び内容に基づき，保全の有効性を評価する。
b.保守担当課長は，保全の有効性評価の結果を踏まえ，構築物，系統及び機器の保全方式を変更する場合には，5.1に基づき保全方式を選定する。また，構築物，系統及び機器の点検間隔を変更する場合には，保全重要度を踏まえた上で，評価する。
c.保守担当課長は，保全の有効性評価の結果とその根拠及び必要となる改善内容について記録する。
(2) 品質保証課長は，定期事業者検査の結果について，検査活動から得られた情報から，検査の有効性を評価し，検査が有効に機能していることを確認するとともに，継続的な改善につなげる。
10．施設管理の有効性評価(1) 所長は，9.の保全の有効性評価の結果及び1.の施設管理目
標の達成度から，定期的に施設管理の有効性を評価し，施設管理が有効に機能していることを確認するとともに，継続的な改善につなげる。

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請(2) 所長は，施設管理の有効性評価の結果とその根拠及び改善内容について記録する。
11．構成管理関係課長は，施設管理を通じて以下の要素間の均衡を維持する。
(1）設計要件（第５条7.3.1に示す業務・原子炉施設に対する要求事項のうち，「構築物，系統及び機器がどのようなものでなければならないか」という要件を含む第２３条の３の設計管理に対する要求事項をいう。）(2）施設構成情報（第５条4.2.1に示す文書のうち，「構築物，系統及び機器がどのようなものか」を示す図書，情報をいう。）(3）物理的構成（実際の構築物，系統，及び機器をいう）（定期事業者検査の実施）
第２３条の５ 所長は，廃止措置計画書に定めた実施時期に廃止措
置計画書に記載した性能維持施設の性能を定期に確認するための定期事業者検査を計画し，実施後報告を行う。
２ 品質保証課長は，第６条に定める保安に関する組織のうち，検査対象となる設備等の保守担当課とは別の組織の者を実施責任者として指名する。
３ 前項の検査実施責任者は，次の事項を実施する。
（1）検査の実施体制を構築すること。
（検査員の指名を含む）（2）検査要領書＊１を定め，検査を実施すること。
（3）検査対象の原子炉施設が廃止措置計画の性能維持施設の性能を満足するものであることを判断するために必要な検査項
目と検査項目毎の判定基準を定めること。
（4）検査項目毎の判定結果を踏まえ，検査対象の原子炉施設が前項の基準に適合することを最終判断すること。
４ 検査実施責任者は，検査内容及び検査対象設備の重要度に応じて，検査実施責任者の立会頻度を定め，立ち会う。
５ 品質保証課長は，以下の事項を実施する。
（1）検査業務に係る役務を調達する場合，当該役務の供給者に対して管理を行うこと。
（2）検査に係る記録の管理を行うこと。
（3）検査に係る要員の教育を行うこと。
＊１：各設備の特徴に応じ，検査の時期，対象，以下に示す方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を定める。

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条項

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廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
・廃止措置計画の性能維持施設の性能を確認するために十分な方法

二十 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。

（18）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・研開炉規則第８７条第３項第２０号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
プラントメーカーなどの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をＢＷＲ事業者協議会、ＰＷ
Ｒ事業者連絡会等の事業者の情報共有の場を活用し、他の原子炉設置者と共有し、自らの発電用原子炉施設の保安を向上させるための措置が記載されていること。

二十一 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。

（19）不適合に関する情報の公開
・研開炉規則第８７条第３項第２１号
本事項については、以下のような事項が明記されていること。
１）発電用原子炉施設の保安の向上を図る観点から、不適合が発生した場合の公開基準が明確に定められていること。
２）情報の公開に関し、原子力施設情報公開ライブラリーへの登録等に必要な事項が定められていること。

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第５章 設備維持管理
第２節 施設管理（施設管理計画）
第２３条
12．情報共有
品質保証課長は，保守点検を行った事業者から得られた保安の向上に資するために必要な技術情報を，他の原子炉設置者等と情報共有を行う。

第２章 品質マネジメントシステム（品質マネジメントシステム）
第５条
8.3 不適合管理
安全・核セキュリティ統括部長及び部門長は，不適合の処理に関する管理の手順及びそれに関する責任と権限を，本部は「不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領」に，部門
長は｢不適合管理基本要領｣に定め，次の事項を管理する。
(1) 安全・核セキュリティ統括部長，統括監査の職，契約部長，
実証本部長，室部長，所長，所の部長及び課長は，業務・原子炉施設に対する要求事項に適合しない状況が放置され，運用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) 安全・核セキュリティ統括部長，統括監査の職，契約部長，
実証本部長，室部長，所長，所の部長及び課長は，次のいずれかの方法で不適合を処理する。
a) 不適合を除去するための処置を行う。
b) 不適合について，あらかじめ定められた手順により原子力の安全に及ぼす影響を評価し，当該業務や機器等の使用に関する権限をもつ者が，特別採用によって，その使用，リリース(次工程への引き渡し)又は合格と判定することを正式に許可する。

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条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準保安規定変更認可申請
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，その不適合による影響又は起こり得る影響に対して適切な処置をとる。
(3) 不適合を除去するための処置を施した場合は，要求事項への適合性を実証するための検証を行う。
(4) 安全・核セキュリティ統括部長，統括監査の職，契約部長，
実証本部長，室部長，所長，所の部長及び課長は，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作成し，管理する（4.2.4参照）。
(5) 所長は，原子炉施設の保安の向上を図る観点から，事故故障等を含む不適合をその内容に応じて，不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領に定める不適合の公開の基準に従い，情報の公開を行う。
(6) 安全・核セキュリティ統括部長は，前項の情報の公開を受け，不適合に関する情報をホームページに公開する。
二十二 廃止措置の管理に関すること。

（20）廃止措置の管理
・研開炉規則第８７条第３項第２２号
廃止措置作業の計画、廃棄物の管理、廃止措置の実施の管理について、必要な事項が記録されていること。

第４章

廃止措置管理（実施計画）【変更なし】
第１３条 《記載省略》（工事計画）【変更なし】
第１６条 《記載省略》（工事の実施）【変更なし】
第１７条 《記載省略》（管理区域内の解体撤去物等の区分）【変更なし】
第２０条 《記載省略》

二十三 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（21）その他必要な事項
・研開炉規則第８７条第３項第２３号
前各項に加えて、以下の内容を定めていること。
１）日常のＱＭＳに係る活動の結果を踏まえ、必要に応じ、発電用原子炉施設に係る保安に関し必要な事項を定めていること。

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第１章

総則（目的）【変更なし】
第１条 《記載省略》

629

条項

研開炉規則

廃止措置段階の発電用原子炉施設における保安規定の審査基
準２）保安規定を定める「目的」が、核燃料物質、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を図るものとして定められていること

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保安規定変更認可申請

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保安規定審査基準規則要求と保安規定変更案の対応表【核サ研再処理施設】

再処理規則
第十七条（保安規定）第 2 項
法第五十条の五第二項 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、法第五十条第一項 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。

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

第４ 保安規定に定められるべき事項
１ 関係法令及び保安規定の遵守のための体制
・再処理規則第 17 条第 2 項第 1 号① 機構の理事長その他の経営責任者が積極的に関与して保安規定に基づく要領 ＜①及び②について＞
書、作業手順書その他の保安に関する文書を重要度等に応じて定めること及び （目 的）
当該文書の位置付けが定められ、これらの遵守についても定められていること。 第１条 この規定は、「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「原子炉② 法令遵守に係る体制が具体的に定められ、機構の理事長その他の経営責任者の等規制法」という。）第 50 条第１項の規定に基づき、理事長が廃止措置段階にある国立研究開積極的な関与が明記されていること。
発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設（以下「再処理施設」という。
）に係る保安について定め、使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染された物（以下「使用済燃料等」という。
）による災害の防止を図ることを目的とする。
（関係法令及び規定の遵守）
第２条 再処理施設の廃止措置を行う者（再処理施設に関わる役務を供給する事業者に属する者を含む。以下「従業員」という。）は、関係法令及びこの規定を遵守する。
２ 核燃料サイクル工学研究所長は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「機構」という。）の役員及び職員、嘱託、常勤職員等の機構と雇用関係にある者以外の者に再処理施設に係る業務を行わせる場合は、契約の締結に当たって、関係法令及びこの規定を遵守させる措置を講ずる。
（品質マネジメント計画）
第 51 条の４ 再処理施設に関する保安活動を適切に実施するため、廃止措置計画の認可を受けた
品質管理計画に基づき、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
5. 経営者等の責任
5.1 経営者の関与
理事長は、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、責任を持って品質マネジメント
システムの構築、実施及びその有効性を継続的に改善していることを実証するために、次の事項を行う。
a） 品質方針を設定する。
b） 品質目標が設定されていることを確実にする。
c） 要員が、健全な安全文化を育成し、維持する取組に参画できる環境を整える。
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） 関係法令・規制要求事項を遵守すること及び原子力の安全を確保することの重要性を、組織内に周知する。
g） 保安活動に関して、担当する業務について理解し、遂行する責任を持つことを要員に認識させる。
h)
全ての階層で行われる決定が、原子力の安全の確保について、優先順位及び説明する責任を考慮して確実に行われるようにする。
5.3 品質方針
理事長は、次に掲げる事項を満たす品質方針を設定する。これには、安全文化を育成し維持することに関するもの及び性能維持施設に係る施設管理に関する方針（以下「施設管理方針」
という。
）を含む。
a） 組織の目的及び状況に対して適切なものである。
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して責任を持って関与することを含む。
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。

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保安規定審査基準規則要求と保安規定変更案の対応表【核サ研再処理施設】
再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

d） 組織全体に伝達され、理解される。
e） 品質マネジメントシステムの継続的な改善に責任を持って関与することを含む。
5.5.2 管理責任者(1) 理事長は、監査プロセスにおいては統括監査の職、本部（監査プロセスを除く。）においては安全・核セキュリティ統括部長、研究所においては研究所担当理事を管理責任者とする。
(2) 管理責任者は、与えられている他の責任と関わりなく、それぞれの領域において次に示す
責任及び権限をもつ。
a） 品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立、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の実施状況及び改善の必要性の有無について、理事長に報告する。
c)
組織全体にわたって、安全文化を育成し、維持することにより、原子力の安全を確保するための認識を高めることを確実にする。
d)
関係法令を遵守する。
5.5.3 全ての管理者(1) 理事長は、5.5.1 に定める管理者に、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） 業務の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・再処理施設に対する要求事項についての認識を高める。
c） 成果を含む業務の実施状況について評価する。
d） 健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。
e)
関係法令を遵守する。
(2) 管理者は、前号の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a) 品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。
b) 要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組を積極的に行えるようにする。
c) 原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。
d) 要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に再処理施設の保安に関する問題の報告を行えるようにする。
e) 要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。
(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野に係るものを含む。
）を実施する。
5.6.2

マネジメントレビューへのインプット
管理責任者は、マネジメントレビューへのインプット情報として、次の事項を含め報告する。
a) 内部監査の結果
b) 組織の外部の者からの意見
c) 保安活動に関するプロセスの成果を含む運用状況（品質目標の達成状況を含む。
）
d) 使用前自主検査及び定期事業者検査並びに自主検査等の結果
e) 安全文化を育成し、維持するための取組の実施状況（安全文化について強化すべき分野に係る自己評価の結果を含む。）
f) 関係法令の遵守状況
g) 不適合並びに是正処置及び未然防止処置の状況h) 前回までのマネジメントレビューの結果に対する処置状況のフォローアップi) 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j) 改善のための提案k) 資源の妥当性
l) 保安活動の改善のために実施した措置の有効性
（以下略）

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保安規定審査基準規則要求と保安規定変更案の対応表【核サ研再処理施設】
再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

二 品質マネジメントシステムに関すること（手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。）。

第４ 保安規定に定められるべき事項
２ 品質マネジメントシステム
・再処理規則第 17 条第 2 項第 2 号① 品質マネジメントシステム（以下「ＱＭＳ」という。）については、法第 44条第１項の指定（以下単に「指定」という。）を受けたところ若しくは第 44 条の４第１項の許可（以下単に「許可」という。）を受けたところ又は第 50 条の５第２項の廃止措置計画の認可を受けたところによるものであり、かつ、原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）及び原子力施設の保安のための業
務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則の解釈（番号（令和 年 月
日原子力規制委員会決定））を踏まえて定められていること。
具体的には、保安活動の計画、実施、評価及び改善に係る組織及び仕組みについて、安全文化の育成及び維持の体制や手順書等の位置付けを含めて、再処
理施設の保安活動に関する管理の程度が把握できるように定められていること。また、その内容は、原子力安全に対する重要度に応じて、その適用の程度を合理的かつ組織の規模に応じたものとしているとともに、定められた内容
が、合理的に実現可能なものであること。
その際、要求事項を個別業務に展開する具体的な体制及び方法について明確にされていること。この具体的な方法について保安規定の下位文書も含めた文書体系の中で定める場合には、当該文書体系について明確にされていること。
② 手順書等の保安規定上の位置付けに関することについては、要領書、手順書
その他保安に関する文書について、これらを遵守するために、重要度等に応じて、保安規定及びその２次文書、３次文書等といったＱＭＳに係る文書の階層的な体系における位置付けが明確にされていること。

保安規定＜①及び②について＞（品質マネジメント計画）
第 51 条の４ 再処理施設に関する保安活動を適切に実施するため、廃止措置計画の認可を受けた
品質管理計画に基づき、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
（以下略）
1. 目的
品質マネジメント計画は、再処理施設における保安活動に関して、「原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）」に従って、再処理施設の安全の確保・維持・向上を図るための保安活動に係る品質マ
ネジメントシステムを構築し、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
品質マネジメント計画は、再処理施設において実施する保安活動に適用する。
3. 定義＊以下項目のみ記載
4. 品質マネジメントシステム
4.1 一般要求事項
4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1 一般
4.2.2 品質マニュアル
4.2.3 文書管理
4.2.4 記録の管理
5. 経営者等の責任
5.1 経営者の関与
5.2 原子力の安全の重視
5.3 品質方針
5.4 計画5.4.1 品質目標
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画
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
5.5.2 管理責任者
5.5.3 全ての管理者
5.5.4 内部コミュニケーション
5.6 マネジメントレビュー
5.6.1 一般
5.6.2 マネジメントレビューへのインプット
5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット
6. 資源の運用管理
6.1 資源の確保
6.2 人的資源
6.2.1 一般
6.2.2 力量、教育・訓練及び認識
6.3 インフラストラクチャ
6.4 作業環境
7. 業務の計画及び実施
7.1 業務の計画
7.2 業務・再処理施設に対する要求事項に関するプロセス
7.2.1 業務・再処理施設に対する要求事項の明確化
7.2.2 業務・再処理施設に対する要求事項のレビュー
7.2.3 外部とのコミュニケーション
7.3 設計・開発
7.3.1 設計・開発の計画
7.3.2 設計・開発へのインプット

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保安規定審査基準規則要求と保安規定変更案の対応表【核サ研再処理施設】
再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

7.3.3 設計・開発からのアウトプット
7.3.4 設計・開発のレビュー
7.3.5 設計・開発の検証
7.3.6 設計・開発の妥当性確認
7.3.7 設計・開発の変更管理
7.4 調達7.4.1 調達プロセス
7.4.2 調達要求事項
7.4.3 調達製品等の検証
7.5 業務の実施
7.5.1 個別業務の管理
7.5.2 個別業務の実施に係るプロセスの妥当性確認
7.5.3 識別管理及びトレーサビリティ
7.5.4 組織外の所有物
7.5.5 調達製品の保存
7.6 監視機器及び測定機器の管理
8. 評価及び改善
8.1 一般8.2 監視及び測定
8.2.1 組織の外部の者の意見
8.2.2 内部監査
8.2.3 プロセスの監視及び測定
8.2.4 検査及び試験
8.3 不適合管理
8.4 データの分析及び評価
8.5 改善8.5.1 継続的改善
8.5.2 是正処置等
8.5.3 未然防止処置
三

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関すること（手順書等の保安規定上の位置付けに関することを含む。）。

第４ 保安規定に定められるべき事項
３ 廃止措置に係るＱＭＳ
・再処理規則第 17 条第 2 項第 3 号○ ２に掲げる事項のほか、廃止措置の実施に係る組織、文書規程等について定められていること。廃止措置の段階に応じて、保安の方法等が明確に示されていること。

（品質マネジメント計画）
第 51 条の４ 再処理施設に関する保安活動を適切に実施するため、廃止措置計画の認可を受けた
品質管理計画に基づき、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
（以下略）（廃止措置計画の変更）
第 198 条の２ 廃止措置技術課長は、再処理施設の廃止措置計画の変更又は変更に係る調整を行う。
２ センター長は、前項の廃止措置計画の変更について、再処理施設安全専門委員会に諮問し、その審議結果を確認するとともに、確認結果を所長に報告する。ただし、センター長が廃止措置の実施に伴う災害の防止上支障のない変更（以下「軽微な変更」という。）と判断したものを除く。
３ 所長は、前項の報告内容を確認し、理事長の承認を受ける。ただし、再処理施設の設計及び工事の計画に係る変更については、所長が承認する。
４ 理事長は、前項の理事長の承認に当たっては、中央安全審査・品質保証委員会に諮問する。
（廃止措置計画の軽微な変更）
第 198 条の３ センター長は、前条第 1 項の廃止措置計画の変更について、軽微な変更であると判断した場合は、その判断結果を所長に報告し、所長の承認を受ける。
（廃止措置計画の実施工程管理）

4/59

634

保安規定審査基準規則要求と保安規定変更案の対応表【核サ研再処理施設】
再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

第 198 条の４ センター長は、廃止措置計画の廃止措置工程表に示す業務の実施状況を管理するため、必要な業務計画書を策定する。
２ センター長は、前項の業務計画書に基づき実施状況を確認し、廃止措置工程に影響する業務の遅れが生じた場合など、廃止措置計画の変更が必要であると判断した場合は、第 198 条の２又は前条に基づき廃止措置計画の変更に係る必要な措置を講ずる。
第Ⅰ-6 表 記録（第 68 条関係）
四

廃止措置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。）。

第４ 保安規定に定められるべき事項
４ 廃止措置を行う者の職務及び組織※・再処理規則第 17 条第 2 項第 4 号※ ５に掲げる事項（核燃料取扱主任者の職務の範囲等）を除く。
① 工場又は事業所における廃止措置段階の東海再処理施設に係る保安のために講ずべき措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められていること。

（記載略）＜①について＞（保安管理組織）第４条 再処理施設に係る保安活動を実施するための組織は、次の号に掲げる管理職位、
核燃料取扱主任者、核燃料取扱主務者及び委員会で構成する。機構の本部組織（以下「本部」という。）は、理事長、統括監査の職、安全・核セキュリティ統括部長、契約部長
及び中央安全審査・品質保証委員会をいう。
(１) 理事長(２) 統括監査の職(３) 管理責任者
１) 監査プロセスの管理責任者
２) 本部（監査プロセスを除く。）の管理責任者
３) 核燃料サイクル工学研究所（以下「研究所」という。）の管理責任者（以下「研究所の管理責任者」という。）(４) 安全・核セキュリティ統括部長(５) 契約部長(６) 核燃料サイクル工学研究所担当理事（以下「研究所担当理事」という。）(７) 核燃料サイクル工学研究所長（以下「所長」という。）(８) 再処理廃止措置技術開発センター長（以下「センター長」という。）(９) 当直長(10) 技術部長(11) ガラス固化部長(12) 施設管理部長(13) 環境保全部長(14) 計画管理課長(15) 品質保証課長(16) 核物質管理課長(17) 廃止措置技術課長(18) ガラス固化管理課長(19) ガラス固化技術課長(20) ガラス固化処理課長(21) 施設管理課長(22) 前処理施設課長(23) 化学処理施設課長(24) 転換施設課長(25) 施設保全第１課長(26) 施設保全第２課長(27) 分析課長(28) 環境管理課長(29) 処理第１課長(30) 処理第２課長(31) 工務技術部長(32) 管理課長(33) 運転課長

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設
(34)
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(48)
２

保安規定

施設営繕課長
保安管理部長
安全対策課長
危機管理課長
施設安全課長放射線管理部長
線量計測課長
環境監視課長放射線管理第２課長
核燃料取扱主任者
核燃料取扱主務者
中央安全審査・品質保証委員会
核燃料サイクル工学研究所品質保証委員会
核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会
再処理施設安全専門委員会(以下略)（契約部長）
第５条の４ 契約部長は、再処理施設の調達管理に関する本部契約に係る業務を行う。
（センター長）
第７条 センター長は、センター内各部長を指揮し、第 10 条から第 13 条に掲げる保安上の業務を統括するとともに、次の各号に掲げる業務を行う。
(１) 第 198 条の４（廃止措置計画の実施工程管理）に定める実施工程の管理(２) 第 121 条（四半期運転計画）に定める四半期運転計画の承認(３) 第 195 条（定期事業者検査）に定める定期事業者検査の結果報告(４) 第 124 条（異常時の措置）に定める工程運転再開の承認（品質保証課長）
第 16 条の１の２ 品質保証課長は、次の各号に掲げる保安上の業務を行う。
(１) この規定の制定及び改廃の調整に係る業務(２) 第Ⅰ編第５章に定める保安教育訓練に係る業務（ただし、放射線管理部内各課長、保安管理部内各課長及び工務技術部内各課長の所掌するものを除く。）(３) 原子炉等規制法に定める許認可及び原子炉等規制法第 68 条の規定に基づく検査の調整に係る業務（ただし、放射線管理部内各課長、保安管理部内各課長 及び工務
技術部内各課長の所掌するものを除く。）(４) 技術部の原子炉等規制法に定める許認可及び検査に係る業務(５) 再処理施設の保安活動に係る品質マネジメント活動の調整に係る業務（ただし、放射線管理部内各課長、保安管理部内各課長及び工務技術部内各課長の所掌するものを除く。）(６） 第 195 条に基づく定期事業者検査及び第 196 条に基づく使用前自主検査に係る事業者検査の業務② 機構の理事長が、使用済燃料、核燃料物質若しくは使用済燃料から分離され ＜②について＞た物を管理し、使用済燃料等又は東海再処理施設による災害を防止するため、 （目 的）保安規定を定めることが明記されていること。
第１条 この規定は、「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「原子炉等規制法」という。）第 50 条第１項の規定に基づき、理事長が廃止措置段階にある国立研究開
発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設（以下「再処理施設」という。
）に係る保安について定め、使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染された物（以下「使用済燃料等」という。
）による災害の防止を図ることを目的とする。
五

核燃料取扱主任者の職務の範囲及びその内容
並びに核燃料取扱主任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

第４ 保安規定に定められるべき事項
５ 核燃料取扱主任者の職務の範囲及びその内容並びに核燃料取扱主任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

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再処理規則
ること。

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

・再処理規則第 17 条第 2 項第 5 号① 核燃料取扱主任者の選任及び配置に関すること。
使用済燃料、核燃料物質若しくは使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染された物の取扱いに関し保安の監督を行う核燃料取扱主任者を選任すること及びその組織上の位置付けについて定められていること。特に、核燃料取扱主任者が保安の監督に支障を来すことがないよう、上位者等との関係において独立性が確保されていること。なお、東海再処理施設の保安組織から独立していることが当然に求められるものではない。

保安規定＜①について＞（核燃料取扱主任者の選任）
第 45 条 原子炉等規制法第 50 条の２の規定に基づき、再処理施設に係る保安の監督を行わせる
ため、再処理施設に核燃料取扱主任者を置く。
２ 理事長は、核燃料取扱主任者免状を有する従業員のうちから、次条に定める職務を専任する
核燃料取扱主任者を選任する。
３ 理事長は、核燃料取扱主任者が旅行、疾病その他の事由により職務を行うことができない場
合に備え、代行者を核燃料取扱主任者免状を有する従業員のうちから、あらかじめ定めておく。
第Ⅰ-１図保安管理組織図（第４条関係）（記載略）② 核燃料取扱主任者の職務について、次に掲げる事項が明記されていること。

＜②について＞（核燃料取扱主任者の職務）
第 46 条 核燃料取扱主任者は、再処理施設に係る保安を確保するため、次の各号に掲げる職務を誠実に行う。
(１) 必要と認めた場合は、理事長又は研究所担当理事に対して意見を具申すること
I 機構の理事長又は東海再処理施設の所長に対し意見具申等を行うこと。
II 東海再処理施設の廃止措置に従事する者に対して、指導・助言を行うこと。
(２) 必要と認めた場合は、所長、センター長、当直長、センター内各部長、放射線管理部長、
III 保安教育の実施計画の作成、改定に当たり、その内容について、精査、保安管理部長又は工務技術部長に対して勧告すること
指導・助言を行うこと。
(３) 必要と認めた場合は、センター内各課長、放射線管理部内各課長、保安管理部内各課長
IV 各種要領書等の制定、改廃に当たり、その内容について、精査、指導・助及び工務技術部内各課長に対して説明を求め、保安のための指示を行うこと
言を行うこと。
(４) 原子炉等規制法第 68 条の規定に基づく検査に原則として立ち会うこと(５) 必要と認めた場合は、保安に係る施設、書類その他必要な物件を検査すること
V 保安上重要な計画の作成、改定に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。
(６) 必要と認めた場合は、再処理施設に係る業務を行う者に対して助言又は協力を行うこと
VI 保安規定に係る記録の確認を行うこと。
(７) この規定の制定及び改廃を行う場合は、その内容を審査すること
VII 法令に基づく報告について、精査、指導・助言を行うこと。
(８) 第３条において、明確にすべき事項について、その内容を審査すること(９) 再処理施設の運転計画、試験計画、保守計画の保安上の計画を審査すること(10) 法令に基づいて所轄官庁に提出する報告書を審査すること(11) 保安教育計画を審査するとともに、必要と認めた場合には、自ら教育にあたること(12) 第 54 条に定める非常事態が発生した場合は、必要な指示及び助言を行うとともに、その原因の調査及び報告書を審査すること(13) その他、再処理施設の保安の監督を行うために必要な職務
２ 核燃料取扱主任者は、再処理施設に係る保安について、研究所担当理事に対し毎年 1 回以上報告するとともに、所長に通知する。

③ 核燃料取扱主任者の意見等の尊重について、次の事項が定められていること。 ＜③について＞
I 機構の理事長その他の経営責任者が、核燃料取扱主任者の意見具申等を尊 （意見等の尊重）重すること。
第 49 条 理事長及び研究所担当理事は、核燃料取扱主任者の意見具申を受けた場合は、そII 東海再処理施設の廃止措置に従事する者が、核燃料取扱主任者の指導・助の意見を尊重する。
言を尊重すること。
２ 所長、センター長、当直長、センター内各部長、放射線管理部長、保安管理部長及び工務技術部長は、核燃料取扱主任者の勧告を尊重する。
３ センター内各課長、放射線管理部内各課長、保安管理部内各課長及び工務技術部内各課長は、核燃料取扱主任者の指示に従う。
④ 核燃料取扱主任者を補佐する者を置く場合は、当該補佐する者が他の職務を兼任するときは、他の職務によって核燃料取扱主任者を補佐する業務が影響を受けないよう指揮命令系統が明確にされていること。

＜④について＞（核燃料取扱主務者の選任）
第 47 条 所長は、核燃料取扱主任者を補佐し、再処理施設に係る保安の監督を行わせるた
め、核燃料取扱主任者免状を有する従業員、又はそれと同等の学識経験を有する従業員のうちから、核燃料取扱主務者を選任する。
２ 所長は、核燃料取扱主務者が旅行、疾病その他の事由により職務を行うことができな
い場合に備え、その職務を代理する者を核燃料取扱主任者免状を有する従業員、又はそれと同等の学識経験を有する従業員のうちから、あらかじめ定めておく。

（核燃料取扱主務者の職務）

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

第 48 条 核燃料取扱主務者は、核燃料取扱主任者を補佐し、再処理施設に係る保安の確保のため保安の監督を行う。
第Ⅰ-１図保安管理組織図（第４条関係）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つて次に掲げるもの

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つて次に掲
げるもの

（記載略）

第４ 保安規定に定められるべき事項
６ 廃止措置を行う者に対する保安教育
・再処理規則第 17 条第 2 項第 6 号

イ（１） 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
（２） 再処理施設の構造、性能及び操作に関すること。
（３） 再処理施設の廃止措置に関すること。

① 東海再処理施設の廃止措置を行う者（役務を供給する事業者に属する者を含む。以下「従業員」という。）について、保安教育実施方針が定められていること。
② 従業員について、保安教育実施方針に基づき、保安教育計画を定め、計画的に保安教育を実施することが定められていること。
③ 従業員について、保安教育実施方針に基づいた保安教育の実施状況を確認す
ることが定められていること。

（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つ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 その他再処理施設に係る保安教育に関し必要な事項＜①～③について＞（保安教育）
第 52 条 理事長は、再処理施設に係る役員の教育計画を定める。
２ 所長は、保安教育の実施に係る基本的事項をあらかじめ定めておく。
３ センター内各部長は、品質マネジメント計画に基づき、従業員に対する教育訓練に関して、次の各号に掲げる事項を考慮した計画を定め、文書化する。
(１) 業務に必要な力量(２) 必要な力量が持てるような教育・訓練の方法(３) 教育・訓練の有効性の評価(４) 原子力安全に関する従業員個々の役割と品質目標との関連(５) 教育・訓練の記録
４ センター内各部長は、第３項の計画に従い従業員に対する保安教育に関する教育方針を定め、次の各号に掲げる事項のうち、第Ⅰ－１－(２)表に従い、必要な保安教育を行う。
(１) 関係法令、保安規定、事業指定申請書及び廃止措置計画に関すること(２) 再処理施設の構造、性能及び操作に関すること(３) 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) 臨界安全設計及び臨界管理に関すること(７) 非常の場合に採るべき処置に関すること(８) その他、安全上重要な技術上の注意事項、過去の事故事例等の再処理施設に係る保安に関する必要な知識及び技能(９) 保安活動に係る品質マネジメント活動に関すること
５ センター内各部長は、前項の教育の実施に当たっては、第Ⅰ－１－(２)表に定める保安教育に係る年度計画を策定する。
６

センター内各部長は、保安教育に係る年度計画の策定に当たっては、核燃料取扱主任者の参画を求めるとともに、策定した年度計画の承認を行う場合は、あらかじめ核燃料取扱主任者の同意を得る。
７ センター内各部長は、従業員のうち、新たに着任した者に対し、その着任後速やかに
第Ⅰ－１－(２)表に従い、必要な保安教育を実施する。ただし、既に教育を施されている項目については省略することができる。
８ センター内各部長は、第５項の計画に従って実施した教育の有効性を評価し、受講した従業員の技能及び経験を含め、その結果を記録する。
９ 放射線管理部長、保安管理部長及び工務技術部長は、再処理施設に係る業務を行う者
に対して行う保安教育については、第３項から第８項を準用する。
10 安全・核セキュリティ統括部長及び契約部長は、再処理施設に係る保安活動を行う者
に対して行う品質マネジメントに関する事項の教育について、第３項を準用する。
11 センター内各部長、放射線管理部長及び工務技術部長は、第 103 条第３項に基づき緊急作業に従事する要員（以下「緊急作業に従事する要員」という。）として選定を受けようとする者に対し、第Ⅰ－１－(３)表に従い、必要な保安教育を緊急作業に従事させる前に実施し、教育の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。
（保安訓練）
第 53 条 所長は、従業員に対して、第 54 条に定める非常事態の措置についての総合的な実地訓
練を毎年１回以上実施し、措置の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。

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再処理施設

保安規定

２

センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設の運転等を行う従業員に対して、非常事態等の運転操作訓練、消火訓練、避難訓練等を毎年２回以上実施し、非常事態等の運転操作訓練等の措置の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。
３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、緊急作業に従事する要員として選定を受けようとする者に対し、第Ｉ－１－(３)表に従い、緊急作業に係る訓練を実施し、選定後は、毎年１回以上実施する。また、これらの訓練の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。なお、本項及び前項の訓練は、第１項の総合的な実地訓練と同等の項目については、兼ねることができる。

七

八④ 次に掲げる事項について定められ、その見直しの頻度等についても定められていること。
I 関係法令及び保安規定の遵守に関すること。
II 東海再処理施設の構造、性能及び操作に関すること。
III 東海再処理施設の廃止措置に関すること。
IV 放射線管理に関すること。
V 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。
VI 非常の場合に採るべき処置に関すること。

＜④について＞⑤ その他再処理施設に係る保安教育に関し必要な事項＜⑤について＞上記①～④を実施するため、各職位の役割などを上記の第 52 条（保安教育）及び第 53 条（保安訓練）に定めている。

再処理設備本体（回収可能核燃料物質（使用済燃料及び核燃料物質（再処理設備本体を通常の方法により操作した後に回収されることなく滞留することとなる使用済燃料及び核燃料物質を除く。）をいう。以下同じ。）を再処理設備本体から取り出していない場合にあつては、せん断処
理施設）の操作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及び再処理設備本体を通常の方法により操作した後に核燃料物質が回収されることがなく滞留している場合を除く。）。

第４ 保安規定に定められるべき事項
７ 再処理設備本体（回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出していない
場合にあっては、せん断処理施設）の操作の停止に関する恒久的な措置
・再処理規則第 17 条第 2 項第 7 号

保安上特に管理を必要とする設備の操作に関すること。

第４ 保安規定に定められるべき事項
８ 保安上特に管理を必要とする設備の操作
・再処理規則第 17 条第 2 項第 8 号○ 再処理設備本体の操作の恒久的な操作の停止に関する措置（回収可能核燃料
物質を再処理設備本体から取り出していない場合には、せん断処理施設の停止に関する恒久的な措置）について定められていること。

第Ⅰ－1－(2)表 保安教育（第 52 条関係）

（記載略）

（せん断処理に係る措置）
第 129 条 前処理施設課長は、使用済燃料のせん断処理が行えないよう、使用済燃料をせん断装置に装荷できない措置を二つ以上講じ、それぞれに施錠管理を行うとともに、措置の解除を禁止する表示を行う。
２ 前処理施設課長は、使用済燃料を同時に濃縮ウラン機械処理セルについては３体、除染保守
セルについては１体を超えて保持しない。
（使用しない設備に係る点検）
第 195 条の２ 施設管理部長及び環境保全部長は、第Ⅲ－22 表に掲げる機器について、点検を実施する。
２ 施設管理部長及び環境保全部長は、前項に掲げる点検が終了した後、センター長へ報告する。

①

東海再処理施設の保安上特に管理を必要とする設備の操作に必要な操作員の確保について定められていること。

＜①について＞ 運転に係る留意事項、配置等（運転留意事項）
第 115 条の４ 従業員のうち、再処理施設に係る運転を行う者は、再処理施設の保安を確保するため、特に次の各号に掲げる事項に留意して運転する。
(１) 運転するに当たっては、第３条各号に掲げる事項を遵守し、作業の安全を確保す
ること(２) 運転するに当たっては、機器装置等の性能及び状態を正しく把握すること(３) 機器装置等の操作に当たっては、その目的、手順及び結果を事前に理解して操作すること(４) 運転中は、機器装置等の状態、計器、表示装置等の監視を適切かつ確実に行うとともに、通常と異なる変化が観察された場合は、速やかに担当課長に報告すること(５) 記録は、確実に記録すること(６) 異常時の措置を常に理解しておくこと（臨界管理）

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再処理施設

保安規定

第 116 条 センター長は、使用済燃料等の取扱いに当たっては、いかなる場合においても臨界に達しないようにする。
２ 施設管理部長は、臨界管理に関する工程管理設備及び臨界警報装置が正常に作動しているときでなければ、施設を運転しない。
３ 当直長は、第Ⅲ－16 表のうち臨界管理に係る施錠弁の操作を行わせる場合は、核燃料物質の濃度等が核的制限値以下であることを確認する。
（運転時の遵守事項）
第 117 条 センター内各課長は、再処理施設の運転を行う場合は、次の各号に掲げる事項を遵守する。
(１) 各工程が正常に作動することを確認すること(２) 所定の処理設備を使用すること(３) 運転状態に通常と異なる変化が観察された場合、監視を強化するとともに、施設全体への影響を検討すること
２ 前処理施設課長、化学処理施設課長及び転換施設課長は、再処理施設の運転を行う場
合は、次の各号に掲げる事項を遵守する。
(１) 臨界管理上濃度制限の必要な槽類については、第Ⅲ－１－(２)表に示す濃度制限
値を超えないように運転すること(２) 臨界管理上質量制限の必要な機器については、第Ⅲ－１－(３)表に掲げる質量制
限値を超えないように運転すること(３) 密度計及び液面計等臨界管理に関する工程管理設備が正常に作動していることを確認すること３ ガラス固化処理課長、前処理施設課長、化学処理施設課長及び転換施設課長は、第Ⅲ－１－(４)表に示す機器については、機器内空間の水素濃度が爆発限界を超えないように換気系及び機器への吸込空気量を確認する。
（放射性廃棄物等の管理）
第 118 条 センター長は、再処理施設の運転に伴って発生する放射性廃棄物等の種類及び性状にもとづき適切に管理するとともに、放出される放射性廃棄物の量をできるだけ低減するよう運転管理を行う。
（要員の配置）第 119 条 センター長は、再処理施設の運転に際し、必要な人員を配置する。
② 東海再処理施設の保安上特に管理を必要とする設備の操作及び管理に係る組織内規程類を作成することが定められていること。

＜①及び②について＞ 必要な要員及び要領書についての計画策定(放射線管理に係る計画)
第 70 条 放射線管理部長は、品質マネジメント計画に基づき、放射線管理に関する計画を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ 放射線管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 放射線管理に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・規格等）(３) 放射線管理に必要な要員及び設備(４) 放射線管理に必要な要領書(５) 使用する放射線監視設備とその監視項目(６) 前号に定める放射線監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録
３ 放射線管理部長は、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ 放射線管理部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ 放射線管理部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場
合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認

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再処理規則

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再処理施設

保安規定

し、変更事項を放射線管理に係る従業員へ周知する。
（廃止措置段階における運転及び保守管理に係る計画）
第 115 条 センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、品質マネジメント計画に基づき、運転及び保守管理に関する計画（廃止措置管理を含む。以下同じ。）を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 運転及び保守管理に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・規格等）(３) 運転及び保守管理に必要な要員及び設備(４) 運転及び保守管理に必要な要領書(５) 運転及び保守管理において、再処理施設の性能の維持のために行う設備の部品交換等の措置に係る以下の事項
イ) 再処理施設の性能の維持のために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品交換等の措
置及び検査の実施並びにそれらの記録を作成することロ) 経年変化により想定される事象等を検知するために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品に係る点検等の計画の策定及び当該事象等を検知した場合の措置（安全確保のための措置を含む。）を行うこと
ハ) あらかじめ想定していない劣化等により部品交換等が必要となった場合における第 198 条の５に基づく設計及び工事の計画の手続及び第 196 条に基づく検査の要否を確認すること
ニ) 保守に係る要領書に定めて交換できる部品等の判断に当たり技術部長の同意を得ること
ホ) その他、イ）からニ）までを適切に運用するために必要な事項(６) 運転監視に必要な設備とその監視項目(７) 前号に定める運転監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(８) 第６号に定める監視結果及び前号に定める検査結果の記録
３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認し、変更事項を運転及び保守管理に係る従業員へ周知する。
（環境監視に係る計画）
第 199 条 放射線管理部長は、品質保証計画に基づき、環境監視に関する計画を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ 放射線管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 環境監視に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律･基準・規格等）(３) 環境監視に必要な要員及び設備(４) 環境監視に必要な要領書(５) 使用する環境監視設備とその監視項目(６) 前号に定める環境監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録
３ 放射線管理部長は、第１項に定める計画ついて、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること

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再処理施設

保安規定

(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ 放射線管理部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ 放射線管理部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場
合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認
し、変更事項を環境監視に係る従業員へ周知する。
＜①及び②について＞ 分析等に用いる核燃料物質の管理（分析などに用いる核燃料物質の管理）
第 120 条の２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、分析、校正又は廃止措置に係る試験に用いる核燃料物質を第６３条から第６７条までの規定に基づき管理する。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の核燃料物質のうち、分析標準として用いる核燃料物質又は校正に用いる核燃料物質を使用する場合は、第Ⅲ－１－（５）表に定める年間使用予定量を超えないようにする。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、分析、校正又は廃止措置に係る試験に用いる核燃料物質を使用後、速やかに廃棄するか、又は工程等に戻す。
（四半期運転計画）
第 121 条 センター内各部長（ただし、技術部長を除く。）は、四半期ごとに運転計画を作成しセンター長の承認を受ける。
２ センター長は、前項の承認をする場合は、再処理施設安全専門委員会に諮問する。また、前項の承認をした場合は所長に報告する。
３ センター内各部長は、第１項の計画を作成するに当たり、次の各号に掲げる事項を遵
守する。
（略）
(７)
試験用又は分析用に使用する核燃料物質等に関すること（以下略）（四半期運転報告）第 122 条 センター内各部長は、四半期運転計画に定められた期間の経過後１か月以内に報告書を作成し、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
２ センター長は、前項の報告を受けた場合は、所長に報告する。
（異常時の措置）第 124 条 従業員は、再処理施設の運転状態に異常を認めた場合は、直ちに担当課長及び当直長に通報する。
２ 担当課長及び当直長は、前項の通報を受けた場合は、直ちに原因を調査し、工程の停止等必要な措置を講ずるとともに、担当課長は工程を停止した場合、その他必要と認めた場合は、担当部長又は工務技術部長に通報する。
なお、休日及び夜間にあっては、当直長は工程を停止した場合、その他必要と認めた
場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
３ 担当部長（ただし、センター内各部長に限る。）は、前項の通報を受けた場合は、工程の停止等必要な措置を講ずるとともにセンター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
４ 放射線管理部長又は工務技術部長は、第２項の通報を受けた場合は、必要な措置を講ずるとともに、核燃料取扱主任者に報告する。
５ 担当部長（ただし、センター内各部長に限る。）は、停止した工程運転を再開する場合
は、あらかじめ核燃料取扱主任者の同意を得たのち、センター長の承認を得る。
６ センター長は、前項の承認に当たって、必要と認めた場合は、再処理施設安全専門委
員会に諮問する。
＜①及び②について＞

廃止措置段階における各工程の運転操作

第Ⅲ編 廃止措置段階における運転管理・第２章 工程等の管理（第 126 条（カスクの除染）～第 168 条（低放射性固体廃棄物の貯蔵・保管）） （記載略）
・第３章 放射性廃棄物等の放出管理（第 169 条（放出管理の基本方針）～第 181 条（海洋放

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出廃液の放出の監視及び測定等）） （記載略）＜①及び②について＞ 廃棄物の仕掛品の区分・引渡し（廃棄物の仕掛品の区分・引渡し）
第 166 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄施設に廃棄する前段階の物であって、これから廃棄しようとするもの（以下「廃棄物の仕掛品」という。）を不燃性のものと可燃性のものに区分し、紙パック等の所定の容器に収納又はビニルシート等により梱包又は養生する。
２ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、前項の規定により所定の容器に収納又はビニルシート等により梱包又は養生した廃棄物の仕掛品を所定の場所で施設保全第１課長に引き渡すか、又は廃棄物処理場の所定の場所で低放射性固体廃棄物として処理第２課長へ引き渡す。
３ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄物の仕掛品を前項の規定により施設保全第１課長又は処理第２課長に引き渡すまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に示す所定の保管場所へ運び、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 溢 水 発 生 時 に 廃 棄 物 の 仕 掛 品 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お そ れがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること(３) 不燃性の材料を用いて覆う等の防火に必要な措置を講じること
４ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に次の各号のいずれかに該当するものを一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検により確認する。
(１) 大型の物(２) 重量物(３) 高線量の物(４) その他センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長が仮置きする場所を設けて保管することが適切と判断したもの
５ 転換施設課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄物の仕掛品を第１項の規定により紙パック等の所定の容器に収納した後、ドラム缶等の所定の容器に封入する。
６ 転換施設課長は、前項の規定により廃棄物の仕掛品をドラム缶等の所定の容器に封入した場合は、その種類、量、形状及び推定放射能量等を記録する。
７ 転換施設課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄物の仕掛品を第５項の規定により紙パック等の所定の容器に収納した廃棄物の仕掛品をドラム缶等の所定の容器に封入するまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に示す所定の保管場所へ運び、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 溢 水 発 生 時 に 廃 棄 物 の 仕 掛 品 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お そ れがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること(３) 不燃性の材料を用いて覆う等の防火に必要な措置を講じること
８ 転換施設課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に次の各号のいずれかに該当するものを一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実
施計画に定める巡視及び点検により確認する。
(１) 大型の物(２) 重量物(３) 高線量の物(４) そ の 他 転 換 施 設 課 長 が 仮 置 き す る 場 所 を 設 け て 保 管 す る こ と が 適 切 と 判 断 し たもの
９ 施設保全第１課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄物の仕掛品及び第２項の規定により引き渡された廃棄物の仕掛品を廃棄物処理場の所定の場所に運搬し、処理第２課長へ低放射性固体廃棄物として引き渡す。
１０ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、第３項及

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び第４項の規定により保管場所又は仮置きする場所で一時的に保管する廃棄物の仕掛品を速やかに施設保全第１課長又は処理第２課長に引き渡すよう努める。
１１ 転換施設課長は、第７項及び第８項の規定により保管場所又は仮置きする場所で一時的に保管する廃棄物の仕掛品を速やかに封入するよう努める。
１２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、その所掌する業務に伴い発生する廃棄物の仕掛品であって、設備等の操作や施設の維持管理のために発生する廃棄物の仕掛品を回収するために紙パック等の所定の容器を第Ⅲ－１図に示す所定の場所（以下「置場」という。）に設置する。
１３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の置場は以下の対策を講じ設置する。
(１) 溢 水 発 生 時 に 廃 棄 物 の 仕 掛 品 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お そ れがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること(３) 不燃性の材料を用いて覆う等の防火に必要な措置を講じること
１４ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、第 12 項の規定により置場に設置した紙パック等の所定の容器に回収した廃棄物の仕掛品を収納し、第２項の規定により施設保全第１課長又は処理第２課長に速やかに引き渡すよう努める。
１５ 転換施設課長は、第 12 項の規定により置場に設置した紙パック等の所定の容器に回収した廃棄物の仕掛品を収納し、第５項の規定によりドラム缶等の所定の容器に速やかに封入するよう努める。
（封入した廃棄物の仕掛品の引渡し）
第 166 条の２ センター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長は、その所掌する業務に伴い発生した紙パック等の所定の容器に収納した廃棄物の仕掛品
をドラム缶等の所定の容器に封入した場合は、廃棄物の仕掛品として所定の場所で施設
保全第１課長に引き渡す。
２ 転換施設課長は、前条第５項の規定によりドラム缶等の所定の容器に封入した廃棄物の仕掛品を所定の場所で施設保全第１課長に引き渡す。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項及び第１項の規定により廃棄物の仕掛品を施設保全第１課長に引き渡すまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に示す所定の保管場所へ運び、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 溢 水 発 生 時 に 廃 棄 物 の 仕 掛 品 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お そ れがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること
４ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の場合において、所定の保管場
所以外の場所に一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検により確認する。
５ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項及び第３項の規定により保管場
所及び仮置きする場所で一時的に保管する廃棄物の仕掛品を速やかに施設保全第１課
長に引き渡すよう努める。
６ 施設保全第１課長は、その所掌する業務に伴い発生し、前条第１項の規定により収納した廃棄物の仕掛品をドラム缶等の所定の容器に封入した廃棄物の仕掛品並びに第１項及び第２項の規定により引き渡された廃棄物の仕掛品を低放射性固体廃棄物として第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、第二低放射性固体廃棄物貯蔵場又は第二アスファルト
固化体貯蔵施設の所定の場所に運搬し、環境管理課長へ引き渡す。
７ 処理第２課長は、第１項及び第６項の規定によりセンター内各課長（転換施設課長を除く。）及び放射線管理部内各課長が廃棄物の仕掛品をドラム缶等の所定の容器に封入する場合は、その種類、量、形状及び推定放射能量等を記録する。
（低放射性固体廃棄物の処理）
第 167 条 処理第２課長は、次の各号に掲げる低放射性固体廃棄物を焼却する廃棄物と焼却しない廃棄物に区分する。
(１) そ の 所 掌 す る 業 務 に 伴 い 発 生 し た 廃 棄 物 の 仕 掛 品 を 紙 パ ッ ク 等 の 所 定 の 容 器 に

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収納した低放射性固体廃棄物
第 166 条第２項及び第９項の規定により廃棄物処理場の所定の場所で引き渡された低放射性固体廃棄物(３) 第 167 条の２第８項及び第 10 項の規定により引き渡された低放射性固体廃棄物
２ 処理第２課長は、前項の規定により廃棄物処理場で引き渡された低放射性固体廃棄物の焼却処理、容器への封入又は施設への貯蔵に支障のある場合は、第 167 条の２第 10項の規定による高レベル放射性物質研究施設（使用施設）からの低放射性固体廃棄物の引き渡しを受けない。
３ 処理第２課長は、第１項で区分した焼却する廃棄物を焼却炉で焼却処理する。
４ 前項の処理については、第 162 条第２項の規定を準用する。
５ 処理第２課長は、第１項で区分した焼却する廃棄物を焼却処理するまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に定める所定の保管場所に運び、次の各号に掲げる措置を講ずる。
(１) 溢 水 発 生 時 に 低 放 射 性 固 体 廃 棄 物 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お
それがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること(３) 不燃性の材料を用いて覆う等の防火に必要な措置を講じること
６ 処理第２課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検により確認する。
７ 処理第２課長は、第１項で区分した焼却しない廃棄物及び第３項の焼却処理の結果生じた灰及びすすをドラム缶等の所定の容器に封入し、その種類、量、形状及び推定放射能量等を記録する。
８ 処理第２課長は、前項の規定により焼却しない廃棄物及び焼却処理の結果生じた灰及びすすをドラム缶等の所定の容器に封入するまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に定める所定の保管場所に運び、次の各号に掲げる措置を講ずる。
(１) 溢 水 発 生 時 に 低 放 射 性 固 体 廃 棄 物 が 流 出 す る こ と に よ り 機 器 に 損 傷 を 与 え る お
それがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること(３) 不燃性の材料を用いて覆う等の防火に必要な措置を講じること
９ 処理第２課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検により確認する。
１０ 処理第２課長は、第５項及び第６項の規定により保管場所又は仮置きする場所で一時的に保管する低放射性固体廃棄物を速やかに焼却するよう努める。
１１ 処理第２課長は、第８項及び第９項の規定により保管場所又は仮置きする場所で一時的に保管する低放射性固体廃棄物を速やかに封入するよう努める。
(２)（低放射性固体廃棄物の引渡し）
第 167 条の２ 処理第２課長は前条第７項の規定によりドラム缶等の所定の容器に封入した低放射性固体廃棄物を所定の場所で施設保全第１課長に引き渡す。
２ 処理第２課長は、前項に規定される低放射性固体廃棄物を施設保全第１課長に引き渡すまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に示す所定の保管場所へ運び、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 溢水発生時に低放射性固体廃棄物が流出することにより機器に損傷を与える
おそれがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること
３ 処理第２課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検により確認する。
４ 処理第２課長は、前項及び第２項の規定により保管場所及び仮置きする場所で一時的に保管する低放射性固体廃棄物を速やかに施設保全第１課長に引き渡すよう努

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める。
前処理施設課長は、プール水処理系の廃イオン交換樹脂及び廃砂を貯蔵する場合
は、所定の運搬容器に収納し、その種類、量、形状及び推定放射能量等を記録し、廃棄物処理場又は第二スラッジ貯蔵場の所定の場所に運搬し、処理第１課長に引き渡す。
６ 処理第１課長は、エポキシ固化体を貯蔵する場合は、廃溶媒処理技術開発施設の所定の場所で施設保全第１課長へ引き渡す。
７ 施設保全第１課長は、第１項の規定により引き渡された低放射性固体廃棄物を第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、第二低放射性固体廃棄物貯蔵場又は第二アスファル
ト固化体貯蔵施設の所定の場所に運搬し、環境管理課長へ引き渡す。
８ 施設保全第１課長は、第 168 条第５項の規定により引き渡された低放射性固体廃
棄物を廃棄物処理場の所定の場所に運搬し、処理第２課長へ引き渡す。
９ 施設保全第１課長は、第６項で引き渡されたエポキシ固化体をアスファルト固化体貯蔵施設又は第二アスファルト固化体貯蔵施設の所定の場所に運搬し、環境管理課長に引き渡す。
１０ 施設保全第１課長は、高レベル放射性物質研究施設（使用施設）で発生し、当該施設の所定の場所で引き渡された低放射性固体廃棄物を廃棄物処理場の所定の場所に運搬し、処理第２課長に引き渡す。
１１ 処理第２課長は、前項の規定により高レベル放射性物質研究施設（使用施設）
から低放射性固体廃棄物の引き渡しを受ける場合は、不燃性のものと可燃性のものに区分されていることを外廃棄規則第２条第１項第２号の規定により交付される記録の写しに相当するものと照合することにより確認する。

５＜①及び②について＞
廃止措置段階における保守管理
第Ⅲ編 廃止措置段階における運転管理、第４章施設の管理（第 182 条（運転開始前及び停止後の措置）～第 198 条 保守作業後の措置） （記載略）＜③について＞（臨界管理）
第 116 条 センター長は、使用済燃料等の取扱いに当たっては、いかなる場合においても臨界に達しないようにする。
２ 施設管理部長は、臨界管理に関する工程管理設備及び臨界警報装置が正常に作動しているときでなければ、施設を運転しない。
３ 当直長は、第Ⅲ－16 表のうち臨界管理に係る施錠弁の操作を行わせる場合は、核燃料物質の濃度等が核的制限値以下であることを確認する。

③核燃料物質の臨界管理について定められていること。

（運転時の遵守事項）
第 117 条 センター内各課長は、再処理施設の運転を行う場合は、次の各号に掲げる事項を遵守する。
(１) 各工程が正常に作動することを確認すること(２) 所定の処理設備を使用すること(３) 運転状態に通常と異なる変化が観察された場合、監視を強化するとともに、施設全体への影響を検討すること
２ 前処理施設課長、化学処理施設課長及び転換施設課長は、再処理施設の運転を行う場
合は、次の各号に掲げる事項を遵守する。
(１) 臨界管理上濃度制限の必要な槽類については、第Ⅲ－１－(２)表に示す濃度制限
値を超えないように運転すること(２) 臨界管理上質量制限の必要な機器については、第Ⅲ－１－(３)表に掲げる質量制
限値を超えないように運転すること(３) 密度計及び液面計等臨界管理に関する工程管理設備が正常に作動していることを確認すること３ ガラス固化処理課長、前処理施設課長、化学処理施設課長及び転換施設課長は、第Ⅲ－１－(４)表に示す機器については、機器内空間の水素濃度が爆発限界を超えないように換気系及び機器への吸込空気量を確認する。

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再処理施設

保安規定

（管理区域外への搬出）
第 64 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、核燃料物質等を管理区域から搬出する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに放射線管理第２課長に通知する。
(１) 核燃料物質等の種類、数量及び性状に従い、所定の容器に梱包すること（ただし、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 14 条第１項第２号に基づく障害防止の措置を講じたものは、この限りでない。）(２) 臨界防止上の措置が特に必要な核燃料物質にあっては、バードケージ等の所定の取扱設備を用いること(３) 容器又は機器等をできるだけ除染し、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（以下「表面密度」という。）、線量率について、第Ⅰ－３－(２)表、第Ⅰ－４表及び第Ⅰ－５表に定める値を超えないよう必要な措置を講ずること(４) その他、運搬に関し必要な措置を講ずること(５) 搬出前に第１号から第４号までの措置の実施状況を確認すること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けたときは、搬出に係る表面密度及び線量率が 第 Ⅰ － ３ － (２)表 、 第 Ⅰ － ４ 表 及 び 第 Ⅰ － ５ 表 に 定 め る 値 を 超 え な い こ と を 確 認 する。
（管理区域内における移動又は保管）
第 65 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質等を移動する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに、放射線管理第２課長に通知する。
ただし、定常業務であって汚染レベルが同一である区域間での移動、あるいは汚染レ
ベルが低い区域から高い区域へ移動させる場合は、通知を要しない。
(１) 核燃料物質の移動に当たっては、いかなる場合においても臨界に達するおそれがないように行うこと(２) 汚染の拡大防止、放射線被ばくの防止、その他放射線防護上の措置を講ずること(３) 移動前に第１号及び第２号の措置の実施状況を確認すること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、前項第２号に定める措置について点検し、放射線防護上必要な指示を行う。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質によって汚染された物を保管する場合は、区域管理者の指定する場所において行うとともに物品名、担当課長名等を表示する。
＜④について＞（引き継ぎ等）
第 120 条 当直長は、その業務を次の当直長に引き継ぐときは、所定の鍵、運転日誌及び運転記録を確実に引き渡すとともに、運転状況、その他必要な事項を的確に申し送る。
２ 当直長は、運転状況、その他必要な事項をセンター長に報告する。

④

操作員の引継時に実施すべき事項について定められていること。

⑤

再処理設備の操作前及び操作後に確認すべき事項
項について定められていること。

⑥

地震、火災等の発生時に講ずべき措置について定められていること。

⑦

東海再処理施設の保安に関する重要事項及び再処理施設の保安の運営に関す ＜⑦について＞並びに操作に必要な事 ＜⑤について＞（運転開始前及び停止後の措置）
第 182 条 センター内各部長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設の運転開始前及び停止後、その所掌する施設を点検し、異常のないことを確認する。
＜⑥について＞（地震・火災等発生時の措置）
第 56 条の３ 当直長は、公共放送等により、東海村において、震度４以上の地震の発生が確認された場合は、従業員に対して再処理施設の点検を指示する。
２ 従業員は、点検の結果、火災や放射性物質の漏洩など、第 54 条に定める非常事態の発生あるいは発生するおそれの有無を確認するとともに、その結果を担当課長及び当直長へ通報する。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設る重要事項を審議する委員会の設置、構成及び審議事項について定められてい
ること。

保安規定

（中央安全審査・品質保証委員会）
第 49 条の２ 機構に、中央安全審査・品質保証委員会を置く。
２ 中央安全審査・品質保証委員会は、理事長の諮問を受け、研究所の保安に関して、次の各号に掲げる事項を審議検討する。
(１) 再処理の事業の指定及び変更に関する重要事項(２) 廃止措置計画の変更に関する重要事項(３) 事故又は非常事態に関する重大事項(４) 品質マネジメント活動の基本事項(５) その他、理事長の諮問する事項
３ 中央安全審査・品質保証委員会の委員長及び委員は、理事長が任命する。
４ 中央安全審査・品質保証委員会は、専門部会を設けることができる。
５ 理事長は、中央安全審査・品質保証委員会の答申を尊重する。
（核燃料サイクル工学研究所品質保証委員会）
第 49 条の３ 研究所に、核燃料サイクル工学研究所品質保証委員会（以下「品質保証委員会」という。）を置く。
２

品質保証委員会は、所長の諮問を受け、再処理施設の品質マネジメント活動に関する重要事項を審議検討する。
３ 品質保証委員会の委員長及び委員は、所長が指名する。
４ 品質保証委員会に、不適合管理に関する事項を審議検討するため、検討部会を置く。
５ 所長は、品質保証委員会の答申を尊重する。
（核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会）
第 50 条 研究所に、核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会を置く。
２

核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会は、所長の諮問を受け、研究所の保安に関して、次の各号に掲げる事項を審議検討する。
(１) この規定の制定、改定及び廃止に関する事項(２) その他、再処理施設の保安に関する重要事項
３ 核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会の委員長及び委員は、所長が指名する。
ただし、委員には、核燃料取扱主任者を含むものとする。
４
核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会は、専門部会を設けることができる。
５ 核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会は、核燃料取扱主任者の意見を尊重する。
６ 所長は、核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会の答申を尊重する。
（再処理施設安全専門委員会）
第 51 条 再処理施設に、再処理施設安全専門委員会を置く。
２ 再処理施設安全専門委員会は、再処理施設の保安に関し前条第２項に掲げる各号のほか、センター長の諮問を受けて、次の各号に掲げる事項を審議する。
(１) 再処理施設の廃止措置段階における運転に係る重要事項（高放射性液体廃棄物の処理に係る計画の遅延などの重要事項を含む。）(２) 再処理施設の保守に係る重要事項(３) 廃止措置計画の変更に係る事項及び廃止措置計画の実施に係る重要事項(４) 非常事態等の原因調査及び対策に係る事項(５) 再処理の事業の指定及び変更に係る事項(６) その他再処理施設の保安に関する重要事項
３ 再処理施設安全専門委員会の委員長及び委員は、センター長が指名する。
ただし、委員には、核燃料取扱主任者を含むものとし、再処理施設に関し十分な専門的知識と経験を有する者を指名する。
４ 再処理施設安全専門委員会は、必要に応じ、専門部会を設けることができる。
５ 再処理施設安全専門委員会は、核燃料取扱主任者の意見を尊重する。
６ センター長は、再処理施設安全専門委員会の答申を尊重する。
７ センター長は、第２項第１号及び第５号の審議の結果及び核燃料取扱主任者の意見に

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

ついて所長に報告し、第２項第２号から第４号まで及び第６号の審議結果については、必要と認めた場合、所長に報告する。

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。

9

管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定等
・再処理規則第 17 条第 2 項第 9 号① 管理区域を明示し、管理区域を他の場所と区別するための措置を定め、管理 ＜①について＞区域の設定及び解除において実施すべき事項が定められていること。
（区域の区分）第 70 条の４ 再処理施設に係る場所は、管理区域、ホワイト区域、保全区域及び周辺監
視区域に区分する。
（管理区域）
第 71 条 センター長は、再処理施設内で外部放射線に係る線量、表面密度又は空気中の放射性物質の濃度が、核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「線量告示」という。）第１条に定める管理区域に係る値を超え、又は超えるおそれのある場所を管理区域として指定する。
２ 前項に定める管理区域は、第Ⅱ－１図、第Ⅱ－１－(1)表及び第Ⅱ－１－(2)表に示す。
（一時管理区域）
第 72 条 センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、前条に定める管理区域以外の場所が、一時的に線量告示第１条に該当すると認めた場合は、その区域を一時管理区域として指定する。
２ 放射線管理第２課長は、前項に該当する区域が生じた場合、又は生じるおそれがあると認めた場合は、その区域を直ちに一時管理区域として指定するよう担当部長又は当直長に要請する。
３ 担当部長又は当直長は、一時管理区域の指定及び解除に当たっては、あらかじめ核燃料取扱主任者及び放射線管理第２課長と協議する。
４ 担当部長又は当直長は、第１項で指定した一時管理区域について、速やかに元の状態に復帰するよう努める。
５ 担当部長又は当直長は、一時管理区域の指定又は解除を行った場合は、直ちにその旨をセンター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、放射線管理部長及び放射線管理第２課長に通知し、再処理施設内従業員に周知する。
６ 一時管理区域の管理については、管理区域に関する規定を準用する。
② 管理区域内の区域区分について、汚染のおそれのない管理区域及びそれ以外 ＜②について＞の管理区域について表面汚染密度及び空気中の放射性物質濃度の基準が定め （管理区域内の区分）られていること。
第 73 条 センター内各部長又は放射線管理部長は、第 71 条に定める管理区域を第Ⅱ－１－(3)表に従ってレッド区域、アンバー区域及びグリーン区域に区分する。
２ 前項に定めるレッド区域、アンバー区域及びグリーン区域は、第Ⅱ－１図、第Ⅱ－１－(1)表及び第Ⅱ－１－(2)表に示す。
③ 管理区域内において特別措置が必要な区域について講ずべき措置を定め、特 ＜③について＞別措置を実施する外部放射線に係る線量当量率、空気中の放射性物質濃度及び （立入規制区域）
床、壁その他人の触れるおそれのある物の表面汚染密度の基準が定められて 第 74 条 センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、管理区域のうち、第Ⅱ－２表に定めいること。
る区域が生じた場合は、当該区域を立入規制区域として設定する。
２ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、前項で設定した立入規制区域について、速やかに元の状態に復帰するように努める。
３ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、第１項の立入規制区域を設定し、又はこれを解除する場合は、あらかじめ放射線管理第２課長と協議するとともに、その旨をセンター
長及び核燃料取扱主任者に報告する。
４ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、第１項の規定により、立入規制区域を設定した場合は、直ちに第 79 条第１項第３号の措置を講ずる。
５ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、立入規制区域の設定又は解除を行った場
合は、直ちにその旨を再処理施設内従業員に周知する。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

（立入制限区域）
第 75 条 センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、管理区域のうち第Ⅱ－３表に定める区域が生じた場合は、当該区域を立入制限区域として設定する。
２ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、前項で設定した立入制限区域について、速やかに元の状態に復帰するよう努める。
３ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、第１項の立入制限区域を設定し、又はこれを解除する場合は、あらかじめ核燃料取扱主任者及び放射線管理第２課長と協議するとともに、その旨をセンター長に報告する。
４ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、第１項の規定により、立入制限区域を設定した場合は、直ちに第 79 条第１項第４号の措置を講ずる。
５ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、立入制限区域の設定又は解除を行った場
合は、直ちにその旨を再処理施設内従業員に周知する。
（立入規制区域への立入り）
第 85 条 センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、立入規制区域への立入りを規制する。
２ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、放射線業務従事者を立入規制区域に立ち入らせる場合は、あらかじめ放射線防護上の必要な措置を講じ放射線管理第２課長の同意を得る。
（立入制限区域への立入り）
第 86 条 センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、立入制限区域への人の立入りを制限する。
２ センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、放射線業務従事者を立入制限区域に立ち入らせる場合は、線量率を低減させる等放射線防護上の必要な措置を講じ、核燃料取扱主任者、放射線管理第２課長の同意を得る。
＜④～⑥について＞④ 管理区域への出入管理に係る措置事項が定められていること。
⑤ 管理区域から退出する場合等の表面汚染密度の基準が定められていること。 （管理区域に立ち入る者の区分）⑥ 管理区域へ出入りする者に遵守させるべき事項及びそれを遵守させるための 第 83 条 管理区域に立ち入る者について、次の各号に定めるところにより区分する。
措置が定められていること。
(１) 放射線業務従事者
使用済燃料の再処理、再処理施設の保全、使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれら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者(２) 一時立入者
前号に定める者以外の者で一時的に管理区域に立ち入る者
２ 前項第１号に定める者は、センター内各部長又は放射線管理部長が指名する。
３ 第１項第２号に定める者は、計画管理課長、ガラス固化管理課長、施設管理課長、環境管理
課長又は線量計測課長が指名する。
４ センター内各部長、放射線管理部長、計画管理課長、ガラス固化管理課長、施設管理課長、環境管理課長は、第２項又は第３項の指名を行った場合、線量計測課長に通知する。
（管理区域等への立入り）
第 84 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域等の出入りについて、次の各号に従い管理する。
(１) 管理区域に関する出入りに際しては、あらかじめ定められた出入口を使用させること(２) 一時立入者を管理区域に立ち入らせる場合は、放射線業務従事者のうちから立会者をつけること(３) レッド区域へ人を立ち入らせないこと（ただし、放射線業務従事者であって、センター内各部長が業務上立入りを認める者は、この限りでない。
）(４) 一時立入者は、アンバー区域へ立ち入らせないこと（ただし、立入の目的によりセンター内各部長が認める場合は、この限りでない。
）
２ センター内各部長は、前項第３号及び第４号のただし書の規定により、レッド区域又はアンバー区域への立入りを認める場合は、放射線管理第２課長の同意を得る。
３ 危機管理課長は、周辺監視区域にみだりに人及び車両を立ち入らせない。
４ 核物質管理課長は、保全区域にみだりに人及び車両を立ち入らせない。

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保安規定

（個人線量計等の着用）
第 87 条 センター長は、個人線量計及び作業衣服類の選定並びに着用の方法について、定めておく。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域に立ち入る者に対し、前項の定められた個人線量計及び作業衣服類を着用させる。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、一時立入者を見学等のために管理区域に立ち入らせる場合であって、その線量が同等と判断できる場合は、その代表者のみに個人線量計を着用させることができる。
（防護具の着用）
第 88 条 センター長は、防護具の選定及び着用の方法について、定めておく。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域及び一時管理区域に立ち入る者に対し、作業内容に応じマスク、保護衣等の防護具を着用させる。
（身体汚染の測定）
第 89 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域から退出する者について、身体、衣服等の汚染の測定を行わせる。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、レッド区域及びアンバー区域から退出する者について、身体、衣服等の汚染の測定を行わせる。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、立入規制区域及び立入制限区域から退出する者に対して、身体、衣服等の汚染の測定を行わせる。
ただし、当該区域が線量率のみによって設定された場合は、この限りでない。
４ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、第１項から第３項の測定の結果、汚染を認めた場合は、直ちに放射線管理第２課長に通知する。
５ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、直ちにその者に対し、汚染検査を行う。
６ 放射線管理第２課長は、前項の検査によって体内摂取のおそれがあると認めた場合は、線量計測課長に通知する。
７ 線量計測課長は、前項の通知を受けた場合は、第Ⅱ－４表のうち必要な検査を行う。
（飲食・喫煙の制限）
第 90 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域において飲食又は喫煙させない。
ただし、放射性物質を経口摂取するおそれのない場所であって、センター内各部長が特に指定した場所での飲水又は喫煙については、この限りでない。
２ センター内各部長は、前項ただし書きの規定により指定を行う場合は、放射線管理第２課長の同意を得るとともに、指定した場所について、次の各号に従い、適切に管理する。
(１) 飲水・喫煙場所に立ち入る場合は、身体等の汚染検査を行わせること(２) 飲水・喫煙場所の汚染検査を定期的に実施して、汚染のないことを確認すること(３) 前号の汚染検査により異常が確認された場合は、ただちに、飲水・喫煙場所の使用を中止するとともに原因の調査など必要な措置を講ずること
３ 放射線管理第２課長は、センター内各部長が行う前項第２号の汚染検査に協力する。
４ センター内各部長が、飲水・喫煙場所として、指定した場所を第Ⅱ－５表に示す。
（物品等の搬入の制限）
第 91 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、業務上必要でない物品等を管理区域に持ち込ませない。
⑦ 管理区域から物品又は核燃料物質等の搬出及び運搬をする際に講ずべき事項 ＜⑦について＞が定められていること。
（物品等の搬出）
第 92 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域から物品等を搬出する場合は、次の各号を遵守するとともに、持ち出しに当たって放射線管理第２課長の確認を受ける。
(１) 当該物品の表面密度を確認し、第Ⅱ－６表に掲げる値を超えている場合は、搬出

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保安規定

しない
搬出に当たっては、あらかじめ除染等により、当該物品の表面密度が第Ⅱ－６表の値を超えないように、必要な措置を講ずる
２ 放射線管理第２課長は、前項の確認を行う場合は、搬出物品の表面密度が第Ⅱ－６表に掲げる値を超えていないことを検査する。
(２)（管理区域内における物品等の移動）
第 93 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において物品等を移動する場合は、前条第１項第２号の措置を講ずる。
（放射線管理の基本方針）
第 94 条 センター長は、作業区域の線量率をできるだけ低くするように努める。
２ センター長は、作業区域の放射性物質による汚染をできるだけ少なくするように努める。
（管理区域外への搬出）
第 64 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、核燃料物質等を管理区域から搬出する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに放射線管理第２課長に通知する。
(１) 核燃料物質等の種類、数量及び性状に従い、所定の容器に梱包すること（ただし、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 14 条第１項第２号に基づく障害防止の措置を講じたものは、この限りでない。）(２) 臨界防止上の措置が特に必要な核燃料物質にあっては、バードケージ等の所定の取扱設備を用いること(３) 容器又は機器等をできるだけ除染し、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（以下「表面密度」という。）、線量率について、第Ⅰ－３－(２)表、第Ⅰ－４表及び第Ⅰ－５表に定める値を超えないよう必要な措置を講ずること(４) その他、運搬に関し必要な措置を講ずること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けたときは、搬出に係る表面密度及び線量率が第Ⅰ－３－(２)表、第Ⅰ－４表及び第Ⅰ－５表に定める値を超えないことを確認する。
（管理区域内における移動又は保管）
第 65 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質等を移動する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに、放射線管理第２課長に通知する。
ただし、定常業務であって汚染レベルが同一である区域間での移動、あるいは汚染レ
ベルが低い区域から高い区域へ移動させる場合は、通知を要しない。
(１) 核燃料物質の移動に当たっては、いかなる場合においても臨界に達するおそれがないように行うこと(２) 汚染の拡大防止、放射線被ばくの防止、その他放射線防護上の措置を講ずること(３) 移動前に第１号及び第２号の措置の実施状況を確認すること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、前項第２号に定める措置について点検し、放射線防護上必要な指示を行う。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質によって汚染された物を保管する場合は、区域管理者の指定する場所において行うとともに物品名、担当課長名等を表示する。
⑧ 保全区域を明示し、保全区域についての管理措置が定められていること。

＜⑧について＞（保全区域）
第 77 条 センター長は、再処理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、管理区域以外の場所を保全区域として指定する。
２ 前項に定める保全区域は、第Ⅱ－３図に示す。

⑨ 周辺監視区域を明示し、業務上立ち入る者以外の者が周辺監視区域に立ち入らないように制限するために講ずべき措置が定められていること。

＜⑨について＞（周辺監視区域）

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核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

第 76 条 所長は、周辺監視区域を指定する。なお、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線量告示第２条に定める周辺監視区域外の線量限度を超えるおそれのないものをいう。
２ 前項の周辺監視区域は、第Ⅱ－２図に示す。
（管理区域等の表示）
第 79 条 センター長、センター内各部長、放射線管理部長又は当直長は、第 71 条から第75 条に定める区域を次の各号に定めるところにより区画するとともに、当該区域である
ことを明示し、放射線管理第２課長に通知する。
(１) 管理区域については、壁、柵等により区画し、出入口、その他人が立ち入るおそれのある箇所に第Ⅱ－４図に示す標識を掲げること(２) 一時管理区域については、柵、縄張等により区画し、第Ⅱ－５図に示す標識を掲げること(３) 立入規制区域については、柵、縄張等により区画し、第Ⅱ－６図に示す標識を掲げること(４) 立入制限区域については、柵、縄張等により区画し、第Ⅱ－７図に示す標識を掲げること
２ センター内各部長又は放射線管理部長は、第 78 条に定めるホワイト区域については原則として壁、柵等を設けるとともに、第Ⅱ－８図に示す標識を掲げ、当該区域である
ことを明示する。
３ センター長は、第 77 条に定める保全区域について、原則として柵、縄張を設けるとともに、第Ⅱ－９図に示す標識を掲げ、当該区域であることを明示する。
４ 所長は、第 76 条に定める周辺監視区域については、原則として柵を設けるとともに、第Ⅱ－10 図に示す標識を掲げ、当該区域であることを明示する。
⑩

十排気監視設備及び海洋放出監視設備に関すること。

10

役務を供給する事業者に対して遵守させる放射線防護上の必要事項及びこ ＜⑩について＞
れを遵守させる措置が定められていること。
（関係法令及び規定の遵守）
第２条 再処理施設の廃止措置を行う者（再処理施設に関わる役務を供給する事業者に属する者を含む。以下「従業員」という。）は、関係法令及びこの規定を遵守する。
２ 核燃料サイクル工学研究所長は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「機構」という。）の役員及び職員、嘱託、常勤職員等の機構と雇用関係にある者以外の者に再処理施設に係る業務を行わせる場合は、契約の締結に当たって、関係法令及びこの規定を遵守させる措置を講ずる。

排気監視設備及び海洋放出監視設備
・再処理規則第 17 条第 2 項第 10 号
○ 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出物質濃度の測定等の放出管理に係る設備の設置及び機能の維持の方法並びにその使用方法が定められていること。
これらの設備の機能の維持の方法については、施設全体の管理方法の一部として、第４の 20 における施設管理に関する事項と併せて定められていてもよい。また、これらの設備のうち放射線測定に係るものの使用方法について
は、施設全体の管理方法の一部として、第４の 12 における放射線測定器の管理及び放射線の測定の方法に関する事項と併せて定められていてもよい。

〇放出管理に係る排気モニタ及び排水モニタリング設備の保守管理（定期事業者検査）
第 195 条 品質保証課長は、再処理施設の定期事業者検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 定期事業者検査計画
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び実施体制
ハ 予定期間ニ 定量的な施設管理目標（２） 定期事業者検査要領
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第Ⅲ—18 表から第Ⅲ-21 表に掲げる担

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再処理施設

保安規定

当設備について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。なお、施設管理部長は、臨界警報装置又は無停電電源装置（臨界警報装置に給電するもの。）の定期事業者検査（無停電電源装置の性能検査は除く。）に際しては、施設の運転の停止及び工程内の核燃料物質の移動禁止の措置を講ずる。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を実施し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は第３項の確認を得たときは、検査に関連するセン
ター内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、定期事業者検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、核燃料取扱主任者に通知した後、所長へ報告する。
〇測定方法等（放射性気体廃棄物の放出の監視及び測定等）
第 178 条 放射線管理第２課長は、放出する放射性気体廃棄物中の放射性物質の濃度及び量を監視する。
２ 前項に定める監視は、第Ⅲ－13 表に定める排気モニタによる連続測定又は捕集試料の分析等により行う。
３ 環境監視課長は、前項の捕集試料の分析を行い、その結果を放射線管理第２課長に通知する。
４ 施設保全第１課長は、主排気筒及び第一付属排気筒の排風量を確認し、放射線管理第２課長に通知する。
５ ガラス固化管理課長は、第二付属排気筒の排風量を確認し、放射線管理第２課長に通知する。
６ 放射線管理第２課長は、第Ⅲ－13 表に定める排気モニタにより連続測定する核種については、毎日１回、その他の核種については１週間当たりの放出量を記録し、ガラス固化処理課長、前処理施設課長及び処理第２課長に報告する。また、これらの結果を一ヶ月ごとにとりまとめ、センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長に報告する。
７ 放射線管理第２課長は、放射性気体廃棄物中の放射性物質の量及び濃度を必要に応じ、センター長に報告するとともに、ガラス固化部長、施設管理部長、環境保全部長又は当直長に報告する。
（海洋放出廃液の放出の監視及び測定等）
第181条 環境監視課長は、海洋放出廃液の試料について速やかに全アルファ、全ベータ及び各核種の放射能を測定し、放射性物質の濃度及び量が第Ⅲ－５表及び第Ⅲ－14－(１)表に定める基準値以下であることを確認する。
２ 前項に定める濃度の測定は、第Ⅲ－15表に掲げるところに従って行う。
３ 環境監視課長は、第１項に定める測定の結果から１ヵ月間、３か月間及び、年間の放出量を集計し、環境保全部長に報告する。
（放射線管理用機器等の整備等）
第 193 条 放射線管理部長は、第Ⅲ－17－(１)表に定める放射線管理用機器及び第Ⅲ－17－(２)表に定める排水モニタリング設備を常備する。
２ 放射線管理第２課長は、放射線管理用機器の作動状況について、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては毎日１回以上、その他のものにあっては、毎月１回以上点検し、正常に作動させることができないと認めた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 放射線管理第２課長は、前項において正常に作動させることができない場合は応急の措置を講じ、線量計測課長に正常に作動させるための措置を講ずるよう依頼するととも

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再処理施設

保安規定

に、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、速やかに正常に作動させることができないと判断した場合は、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長
又は当直長に通知する。
４ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
５ 線量計測課長は、第３項の依頼を受けた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
６ 線量計測課長は、前項の措置の結果を放射線管理第２課長に通知する。
７ 放射線管理第２課長は、第３項の措置の結果については、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長に通知する。
８ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
９ 環境監視課長は、排水モニタリング設備を正常に作動させることができないと認めた
場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
10 環境監視課長は、前項において正常に作動させることができない場合は、応急の措置を講ずる。また、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす場合は、放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
11 環境監視課長は、前項の報告に対する措置の結果については、放射線管理部長、セン
ター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
（放射線管理用機器等の検査等）
第 194 条 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリ
ング設備について新たに使用する場合は使用前に、その後は 1 年ごとに検査及び校正を行う。
２ 線量計測課長及び環境監視課長は、前項の検査又は校正を行った結果、正常に作動させることができないと認めた場合は、正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 線量計測課長は、前項において放射線管理用機器を正常に作動させることができない
場合は応急の措置を講ずるとともに、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、その旨を放射線管理第２課長に通知する。
４ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、その旨を放射線管理部長及びセンター内各部長に報告する。
５ センター内各部長は、前項の報告を受けた場合は、その旨をセンター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
６ 環境監視課長は、第２項において排水モニタリング設備を正常に作動させることができない場合は応急の措置を講ずるとともに、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす
場合は、その旨を放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
７ 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリング設
備について修理をした場合はそのつど校正を行う。
８ 線量計測課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、その結果を記録するとともに、放射線管理第２課長に通知する。
９ 環境監視課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、その結果を記録する。
（環境放射能の監視及び測定等）
第199条の４ 環境監視課長は、第Ⅳ－１表及び第Ⅳ－２表に定める環境放射線モニタリン
グ計画に基づき、陸上環境放射能監視及び海洋環境放射能監視を行う。また、第Ⅳ－３
表に定める気象観測を行う。
２ 環境監視課長は、第Ⅳ－４表に定めるモニタリングステーション、モニタリングポス
ト及びモニタリングポイント（以下「環境監視野外設備」という。）によって監視及び測定を行う。
３ 環境監視課長は、原 則として、第Ⅳ－１図、 第Ⅳ－２図、 第Ⅳ－３図及び第Ⅳ－４
図に定める場所において環境試料の採取又は測定を行う。また、環境試料の分析及び測定を、第Ⅳ－５表に定める環境試料分析測定設備により行う。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

４

環境監視課長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を放射線管理部長に報告する。
５ 放射線管理部長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を所長に報告する。
６ 環境監視課長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を記録し、保管する。
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つ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。

11

線量、線量当量、汚染の除去等①

放射線業務従事者が受ける線量について、線量限度を超えないための措置（個人線量計の管理の方法を含む。
）が定められていること。

＜①について＞（作業に係る放射線防護）
第 81 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、第 96 条に定めるところにより放射線防護上の措置を講ずる。
（管理区域に係る放射線管理）
第 82 条 放射線管理第２課長は、区域の安全確保に関し、必要と認めた場合は区域管理者に放射線防護上の措置を要請し、協力する。
２ 放射線管理第２課長は、前条に定める放射線防護上の措置をセンター内各課長及び放射線管理部内各課長が行う場合は、必要な助言、支援及び指導を行う。
（管理区域内の作業管理）
第 95 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、所掌する管理区域内作業の実施に当たっては、第３条各号に掲げる事項を遵守し、作業の安全を確保する。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、所掌する管理区域内作業が第 99 条に規定する特殊放射線作業に該当する場合は、周到な作業計画を立案するとともに、事前準備及び作業手順の管理を確実に行う。
３ 放射線管理第２課長は、管理区域内の作業において、放射線防護に必要な作業環境の測定及び評価並びに作業計画の立案と実施に関し、センター内各課長及び放射線管理部
内各課長に対して助言、支援及び指導を行う。
４ 放射線管理第２課長は、前項において必要と認めた場合は、放射線防護上の措置についてセンター内各課長及び放射線管理部内各課長に勧告する。
５ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の勧告を受けた場合は、放射線防護上の措置を講じ、その結果を放射線管理第２課長に報告する。
（個人線量計等の着用）
第 87 条 センター長は、個人線量計及び作業衣服類の選定並びに着用の方法について、定めておく。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域に立ち入る者に対し、前項の定められた個人線量計及び作業衣服類を着用させる。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、一時立入者を見学等のために管理区域に立ち入らせる場合であって、その線量が同等と判断できる場合は、その代表者のみに個人線量計を着用させることができる。
（作業に係る放射線防護上の措置）
第 96 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、所掌する管理区域内作業を実施する場合は、次の各号に掲げる放射線防護上の措置を行い、作業の安全を確保する。
(１) 当該作業に係る汚染拡大防止等の処置(２) 当該作業に係る線量率の確認(３) 当該作業に係る汚染の有無の確認(４) 当該作業に係る廃棄物の管理(５) その他放射線防護上の必要な措置
２ 放射線管理第２課長は、作業に係る放射線防護上の措置に関し、センター内各課長及び放射線管理部内各課長に助言及び指導を行う。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、第１項各号に掲げる放射線防護上の措置において異常を認めた場合は、速やかに区域管理者及び放射線管理第２課長に通知するとともに、原因の究明、汚染の除去等必要な措置を講ずる。
４ 区域管理者は、前項の通知を受けた場合は、放射線管理第２課長と協議し、立入規制

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再処理施設

保安規定

区域の設定等の必要な措置を講ずる。
放射線管理第２課長は、第２項において必要と認めた場合は、センター内各課長及び放射線管理部内各課長に勧告する。
６ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の勧告を受けた場合は、放射線防護上の措置を講じ、その結果を放射線管理第２課長に報告する。
５（特殊放射線作業計画）
第 99 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内作業において、次の各号の一に該当するものを特殊放射線作業とし、当該作業を実施する場合は、あらか
じめ区域管理者と協議して特殊放射線作業計画を作成し、核燃料取扱主任者及び放射線管理第２課長の同意を得るとともに担当部長の承認を受ける。
(１) 実効線量が１週間につき１ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき(２) 等価線量（皮膚）が１週間につき 10 ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき(３) レッド区域に立ち入るとき(４) アンバー区域で作業を実施するとき(５) 作業場所における空気中の放射性物質の濃度が１週間平均で空気中の濃度限度の10 分の１を超え、又は超えるおそれのあるとき(６) 作業場所における表面密度が次のいずれかに該当するときイ）アルファ線を放出する放射性物質について、0.4 ベクレル毎平方センチメート
ルを超え、又は超えるおそれのあるとき
ロ）アルファ線を放出しない放射性物質について、４ベクレル毎平方センチメー
トルを超え、又は超えるおそれのあるとき(７) その他、センター内各課長、放射線管理部内各課長又は放射線管理第２課長が保安を確保する上で必要と認めた場合
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、前項の特殊放射線作業計画を作成する場合は、次の各号に掲げる事項を記載する。
(１) 作業予定日時及び作業予定期間(２) 作業場所及び作業者名(３) 作業内容及び作業方法(４) 当該作業に係る外部被ばくによる線量の推定値(５) 当該作業者の四半期ごとの外部被ばくによる線量の推定値(６) 放射線防護上の措置(７) その他必要な事項
３ 核燃料取扱主任者及び放射線管理第２課長は、第１項及び第 86 条第２項の規定により、同意を行う場合は、当該計画における放射線防護上の措置を検討し、必要な助言及
び指導を行う。
４ 放射線管理第２課長は、前項の同意を行った場合は、当該作業者の外部被ばくによる線量の推定値を線量計測課長に通知する。
（特殊放射線作業の実施）
第 100 条 センター内各課長、放射線管理部内各課長及び区域管理者は、特殊放射線作業を実施する場合は、前条に定める計画を遵守するとともに、第 96 条に定めることに従って、作業の安全を確保する。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、特殊放射線作業の実施結果について評価し、担当部長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に報告する。
３ 放射線管理第２課長は、特殊放射線作業の実施に伴う放射線管理結果について評価し、必要に応じ、放射線管理部長に報告する。
（線量限度）
第 102 条 センター内各課長、放射線管理部内各課長及び保安管理部内各課長は、管理区域に立ち入る従業員の線量限度が第Ⅱ－７表に定める線量を超えないようにするため、必要な措置を講ずる。
（外部被ばくによる線量の測定）

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保安規定

第 104 条 線量計測課長は、第Ⅱ－８表に定めるところにより放射線業務従事者及び一時立入者の外部被ばくによる線量を測定し、評価する。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、特殊放射線作業計画等に基づき、外部被ばくによる線量の測定及び評価を必要とする場合は、線量計測課長に依頼する。
３ センター内各部長は、第１項に定める場合のほか、放射線業務従事者が異常に被ばく
し、又は被ばくしたおそれがあると認めた場合は、直ちに外部被ばくによる線量の測定及び評価を放射線管理部長に依頼する。
４ 放射線管理部長は、前項の依頼を受けた場合は、直ちに線量計測課長に外部被ばくによる線量の測定及び評価を行わせる。
（内部被ばくによる線量の測定）
第 105 条 線量計測課長は、放射線業務従事者のうちで内部被ばくのおそれのある業務に従事する者について、第Ⅱ－４表に定めるところにより、内部被ばく検査を行い、内部被ばくによる線量を測定し、評価する。
２ センター内各部長は、前項に定める場合のほか、放射線業務従事者が内部被ばくを受け、又はそのおそれのある場合は、直ちに内部被ばくによる線量の測定及び評価を放射線管理部長に依頼する。
３ 放射線管理部長は、前項の依頼を受けた場合は、直ちに内部被ばくによる線量を線量計測課長に測定及び評価を行わせる。
（被ばく原因の調査）
第 108 条 センター内各部長は、放射線業務従事者の線量が第Ⅱ－９表に定める原因調査
レベルを超えた場合、又は線量があらかじめ予想される値より著しく過大であった場合
は、放射線管理部長と協議して原因を調査し、適切な措置を講ずる。
２ 前項の規定にかかわらず、特殊放射線作業計画により、放射線業務従事者の線量を第Ⅱ－９表に掲げる原因調査レベルを超えて計画する場合は、第 99 条第２項第５号に定める線量の推定値をもって原因調査レベルとする。
（要警戒の勧告）
第 109 条 放射線管理部長は、放射線業務従事者の線量が次の各号の一に該当する場合は、担当部長に対し要警戒の勧告をし、所長に報告し、センター長及び核燃料取扱主任者に通知する。
(１) 第Ⅱ－９表に定める要警戒の勧告レベルを超えたとき(２) 放射線業務従事者が不必要に放射線の被ばくを受けていると認めたとき
２ 担当部長は、前項の勧告を受けた場合は、当該放射線業務従事者の線量を低減させる
ために必要な措置を講ずる。
３ 担当部長は、前項の措置を講じた場合は、センター長及び放射線管理部長に報告する。
４ センター長は、前項の報告を受けた場合は、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知する。
（作業制限の勧告）
第 110 条 放射線管理部長は、放射線業務従事者の線量が第Ⅱ－９表に定める作業制限の勧告レベルを超えた場合は、当該放射線業務従事者の管理区域内作業の制限について担
当部長に勧告するとともに、所長に報告し、センター長及び核燃料取扱主任者に通知する。
２ 担当部長は、前項の勧告を受けた場合は、当該放射線業務従事者の作業制限及び被ば
く原因の除去等の被ばくの防止に必要な措置並びに特殊健康診断の依頼等の保健上の必要な措置を講ずる。
３ 担当部長は、前項の措置を講じた場合は、速やかにセンター長及び放射線管理部長に報告する。
４ センター長は、前項の報告を受けた場合は、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知する。

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②

再処理施設

国際放射線防護委員会（ICRP）が１９７７年勧告で示した放射線防護の基本的な考え方を示す概念（as low as reasonably achievable。以下「ALARA」という。
）の精神にのっとり、放射線業務従事者が受ける線量を管理することが定められていること。

保安規定＜②について＞（基本方針）
第１条の２ 再処理施設の保安活動は、安全文化を基礎とし、国際放射線防護委員会による放射線防護の基本的考え方にのっとり、放射線及び放射性物質の放出による被ばく線
量を、定められた線量限度以下であって、かつ、合理的に達成可能な限り低い水準に保つとともに、災害の防止のために適切な品質マネジメント活動のもと実施する。
２ 原子炉等規制法第 48 条第１項の規定に基づき、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 11 条第１項各号の定めに従って、再処理施設の保全のために行う設計、工事、巡視、点検、検査その他の施設の管理（以下「施設管理」という。）に関する方針、施設管理の目標及び施設管理の実施計画を定め、保全活動（保安活動のうち、再処理施設の設備の機能又は性能を確認、維持又は向上させる活動）を行う。
（被ばく管理の基本方針）
第 101 条 センター長は、従業員の放射線による被ばくをできるだけ少なくするように努める。

③ 管理区域から物品又は核燃料物質等を移動する際の表面の放射性物質の密度の測定に関することが定められていること。

④＜③について＞（物品等の搬出）
第 92 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域から物品等を搬出する場合は、次の各号を遵守するとともに、持ち出しに当たって放射線管理第２課長の確認を受ける。
(１) 当該物品の表面密度を確認し、第Ⅱ－６表に掲げる値を超えている場合は、搬出しない(２) 搬出に当たっては、あらかじめ除染等により、当該物品の表面密度が第Ⅱ－６表の値を超えないように、必要な措置を講ずる
２ 放射線管理第２課長は、前項の確認を行う場合は、搬出物品の表面密度が第Ⅱ－６表に掲げる値を超えていないことを検査する。

再処理規則第９条に基づく床、壁等の除染を実施すべき表面汚染密度の明確 ＜④について＞な基準が定められていること。
（管理区域内の区分）
第 73 条 センター内各部長又は放射線管理部長は、第 71 条に定める管理区域を第Ⅱ－１－(3)表に従ってレッド区域、アンバー区域及びグリーン区域に区分する。
２ 前項に定めるレッド区域、アンバー区域及びグリーン区域は、第Ⅱ－１図、第Ⅱ－１－(1)表及び第Ⅱ－１－(2)表に示す。
（線量率等の測定）
第 97 条 放射線管理第２課長は、次の各号に掲げる測定を適切に行う。
(１) 管理区域内の施設、設備等の表面密度(２) 管理区域内の空気中の放射性物質の濃度(３) 管理区域及びホワイト区域の空間の線量率(４) 管理区域外の核燃料物質等の運搬に係る表面密度及び線量率２ 環境監視課長は、周辺監視区域内における線量率の測定を行う。
３ 放射線管理部長は、第１項の測定結果をとりまとめ、１か月ごとにセンター内各部長
及び核燃料取扱主任者に通知する。
４ 放射線管理部長は、第２項の測定結果をとりまとめ、１か月ごとにセンター長及び核燃料取扱主任者に通知する。

⑤ 管理区域及び周辺監視区域境界付近における線量等の測定に関する事項が定められていること。

＜⑤について＞（線量率等の測定）
第 97 条 放射線管理第２課長は、次の各号に掲げる測定を適切に行う。
(１) 管理区域内の施設、設備等の表面密度(２) 管理区域内の空気中の放射性物質の濃度(３) 管理区域及びホワイト区域の空間の線量率(４) 管理区域外の核燃料物質等の運搬に係る表面密度及び線量率２ 環境監視課長は、周辺監視区域内における線量率の測定を行う。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

３

放射線管理部長は、第１項の測定結果をとりまとめ、１か月ごとにセンター内各部長
及び核燃料取扱主任者に通知する。
４ 放射線管理部長は、第２項の測定結果をとりまとめ、１か月ごとにセンター長及び核燃料取扱主任者に通知する。
（環境放射能の監視及び測定等）
第199条の４ 環境監視課長は、第Ⅳ－１表及び第Ⅳ－２表に定める環境放射線モニタリン
グ計画に基づき、陸上環境放射能監視及び海洋環境放射能監視を行う。また、第Ⅳ－３
表に定める気象観測を行う。
２ 環境監視課長は、第Ⅳ－４表に定めるモニタリングステーション、モニタリングポス
ト及びモニタリングポイント（以下「環境監視野外設備」という。）によって監視及び測定を行う。
３ 環境監視課長は、原 則として、第Ⅳ－１図、 第Ⅳ－２図、 第Ⅳ－３図及び第Ⅳ－４
図に定める場所において環境試料の採取又は測定を行う。また、環境試料の分析及び測定を、第Ⅳ－５表に定める環境試料分析測定設備により行う。
４ 環境監視課長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を放射線管理部長に報告する。
５ 放射線管理部長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を所長に報告する。
６ 環境監視課長は、陸上環境放射能監視結果及び海洋環境放射能監視結果を記録し、保管する。
⑥

放射性廃棄物でない廃棄物の取扱いに関することについては、「原子力施設 ＜⑥について＞
における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いについて（指示）」（平成 20･
左記については、放射性廃棄物でない廃棄物としての廃棄又は資源として有効利用す04 ･ 21 原 院 第 １ 号 （ 平 成 20 年 ５ 月 27 日 原 子 力 安 全 ・ 保 安 院 制 定
る場合において、適宜保安規定において定めることを指導されたものであり、今後、解（NISA-111a-08-1）））を参考として記載していること。なお、この事項は、体廃棄物を有効利用等する場合には、法第61条の２に基づき、放射線による障害の防止
放射性廃棄物との仕分け等を明確にするため、第４の 14 における放射性廃のための措置を必要としないものとして取り扱えるための原子力規制委員会の確認を受棄物の管理に関する事項と併せて定められていてもよい。
けた後、改めて左記の指示文書を参考に記載する。

⑦ その他放射性物質による汚染確認後の汚染拡大防止及び汚染の除去の措置が ＜⑦について＞定められていること。
（測定により異常を認めた場合の措置）
第 98 条 放射線管理第２課長は、前条第１項の測定において異常を認めた場合は、速やかに区域管理者に通知するとともに、保安上の措置を講ずる必要があると認めた場合
は、放射線管理部長に報告する。
２ 環境監視課長は、前条第２項の測定において異常を認めた場合は、速やかに放射線管理部長及びセンター長に報告する。
３ 区域管理者は、第１項の通知を受けた場合は、立入規制区域の設定等の措置を講ずるとともに、担当課長に対して原因の究明、汚染の除去などの措置を講じさせる。
４ 放射線管理部長は、第１項の報告を受け、保安上の措置を講ずる必要があると認めた
場合は、センター内各部長に保安上の措置を講ずるよう勧告するとともに、核燃料取扱主任者に通知する。
５ 放射線管理部長は、第２項の報告を受け、保安上の措置を講ずる必要があると認めた
場合は、センター長に保安上の措置を講ずるよう勧告するとともに、所長に報告し、核燃料取扱主任者に通知する。
６ センター長又はセンター内各部長は、第４項及び前項の勧告を受けた場合は、保安上必要な措置を講ずる。
７ センター長又はセンター内各部長は、前項の措置を講じた場合は、所長、核燃料取扱主任者及び放射線管理部長に報告する。

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再処理規則
十二
放射線測定器の管理及び放射線測定の方法に関すること。

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準
12

再処理施設

保安規定

放射線測定器の管理及び放射線測定の方法
・再処理規則第 17 条第 2 項第 12 号
① 放射線測定器（放出管理用計測器及び放射線計測器を含む。以下同じ。）の ＜①及び②について＞
種類、所管箇所、数量及び機能の維持の方法並びにその使用方法（測定及び （放射線管理用機器等の整備等）
評価の方法を含む。）が定められていること。
第 193 条 放射線管理部長は、第Ⅲ－17－(１)表に定める放射線管理用機器及び第Ⅲ－17② 放射線測定器の機能の維持の方法については、施設全体の管理方法の一部と－(２)表に定める排水モニタリング設備を常備する。
して、第４の 19 における施設管理に関する事項と併せて定められていても ２ 放射線管理第２課長は、放射線管理用機器の作動状況について、定置式モニタ設備及よい。
び臨界警報装置にあっては毎日１回以上、その他のものにあっては、毎月１回以上点検し、正常に作動させることができないと認めた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 放射線管理第２課長は、前項において正常に作動させることができない場合は応急の措置を講じ、線量計測課長に正常に作動させるための措置を講ずるよう依頼するとともに、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、速やかに正常に作動させることができないと判断した場合は、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長
又は当直長に通知する。
４ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
５ 線量計測課長は、第３項の依頼を受けた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
６ 線量計測課長は、前項の措置の結果を放射線管理第２課長に通知する。
７ 放射線管理第２課長は、第３項の措置の結果については、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長に通知する。
８ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
９ 環境監視課長は、排水モニタリング設備を正常に作動させることができないと認めた
場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
10 環境監視課長は、前項において正常に作動させることができない場合は、応急の措置を講ずる。また、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす場合は、放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
11 環境監視課長は、前項の報告に対する措置の結果については、放射線管理部長、セン
ター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
（放射線管理用機器等の検査等）
第 194 条 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリ
ング設備について新たに使用する場合は使用前に、その後は 1 年ごとに検査及び校正を行う。
２ 線量計測課長及び環境監視課長は、前項の検査又は校正を行った結果、正常に作動させることができないと認めた場合は、正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 線量計測課長は、前項において放射線管理用機器を正常に作動させることができない
場合は応急の措置を講ずるとともに、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、その旨を放射線管理第２課長に通知する。
４ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、その旨を放射線管理部長及びセンター内各部長に報告する。
５ センター内各部長は、前項の報告を受けた場合は、その旨をセンター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
６ 環境監視課長は、第２項において排水モニタリング設備を正常に作動させることができない場合は応急の措置を講ずるとともに、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす
場合は、その旨を放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
７ 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリング設
備について修理をした場合はそのつど校正を行う。
８ 線量計測課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、その結果を記録するとともに、放射線管理第２課長に通知する。

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再処理施設
９

保安規定

環境監視課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、その結果を記録する。

（定期事業者検査）
第 195 条 品質保証課長は、再処理施設の定期事業者検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 定期事業者検査計画
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び実施体制
ハ 予定期間ニ 定量的な施設管理目標（２） 定期事業者検査要領
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第Ⅲ—18 表から第Ⅲ-21 表に掲げる担当設備について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。なお、施設管理部長は、臨界警報装置又は無停電電源装置（臨界警報装置に給電するもの。）の定期事業者検査（無停電電源装置の性能検査は除く。）に際しては、施設の運転の停止及び工程内の核燃料物質の移動禁止の措置を講ずる。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を実施し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は第３項の確認を得たときは、検査に関連するセン
ター内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、定期事業者検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、核燃料取扱主任者に通知した後、所長へ報告する。
（保守・点検及び校正）第200条 環境監視課長は、環境監視野外設備及び環境試料分析測定設備の点検を年1回以上行い、その機能の保持に努める。
２ 環境監視課長は、環境監視野外設備及び環境試料分析測定設備について年1回以上校正を行う。また、更新し新たに使用しようとするときは使用前に校正を行い、修理をした
ときは、そのつど校正を行う。
十三
核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い（工場又は事業所の外において行う場合を含む。）に関すること。
（廃止措置対象施設内に使用済燃料が存在しない場合を除く。
）。

13

核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵その他の取扱い・再処理規則第 17 条第 2 項第 13 号
○ 東海再処理施設構内における核燃料物質の運搬及び貯蔵（使用済燃料に係るものを含む。以下同じ。）に際して、臨界に達しないようにする措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること及び貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
また、使用済燃料の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事業所の外での運搬中に関するものを除く。）が定められていること。なお、この事項は、第４の 14 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

（周辺監視区域外からの管理区域への搬入）
第 63 条 センター内各課長は、核燃料物質等を周辺監視区域外から管理区域へ搬入する場
合は、あらかじめ搬入日時並びに核燃料物質等の種類及び数量等必要な事項を核燃料取扱主任者に報告するとともに、放射線管理第２課長に通知する。
２ センター内各課長は、核燃料物質等の周辺監視区域外からの管理区域への搬入に際して、次の各号に掲げる措置を講ずる。
(１) 運搬物の状態に異常のないことを確認すること(２) 運搬物に異常な表面汚染がないこと及び線量率を確認すること(３) 取 卸 し後 の 車 両 表 面 の 汚 染 が 第 Ⅰ－ ３ － (１)表 に 定 め る値 を 超 え て い な い こ と

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再処理施設

保安規定

を確認すること(４) その他、搬入に支障のないことを確認すること(５) 搬入前に第１号から第４号までの措置の実施状況を確認すること
３ センター内各課長は、前項の確認の結果異常を認めたときは、放射線防護上の必要な措置を講じ、核燃料取扱主任者に報告するとともに、放射線管理第２課長に通知し、その指示に従う。
４ センター内各課長は、核燃料物質等を周辺監視区域外から管理区域へ搬入した場合は、その結果について担当部長及び核燃料取扱主任者に報告する。

（管理区域外への搬出）
第 64 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、核燃料物質等を管理区域から搬出する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに放射線管理第２課長に通知する。
(１) 核燃料物質等の種類、数量及び性状に従い、所定の容器に梱包すること（ただし、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 14 条第１項第２号に基づく障害防止の措置を講じたものは、この限りでない。）(２) 臨界防止上の措置が特に必要な核燃料物質にあっては、バードケージ等の所定の取扱設備を用いること(３) 容器又は機器等をできるだけ除染し、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（以下「表面密度」という。）、線量率について、第Ⅰ－３－(２)表、第Ⅰ－４表及び第Ⅰ－５表に定める値を超えないよう必要な措置を講ずること(４) その他、運搬に関し必要な措置を講ずること(５) 搬出前に第１号から第４号までの措置の実施状況を確認すること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けたときは、搬出に係る表面密度及び線量率が第Ⅰ－３－(２)表、第Ⅰ－４表及び第Ⅰ－５表に定める値を超えないことを確認する。
（管理区域内における移動又は保管）
第 65 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質等を移動する場合は、次の各号に掲げる措置を講ずるとともに、放射線管理第２課長に通知する。
ただし、定常業務であって汚染レベルが同一である区域間での移動、あるいは汚染レ
ベルが低い区域から高い区域へ移動させる場合は、通知を要しない。
(１) 核燃料物質の移動に当たっては、いかなる場合においても臨界に達するおそれがないように行うこと(２) 汚染の拡大防止、放射線被ばくの防止、その他放射線防護上の措置を講ずること(３) 移動前に第１号及び第２号の措置の実施状況を確認すること
２ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、前項第２号に定める措置について点検し、放射線防護上必要な指示を行う。
３ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、管理区域内において核燃料物質によって汚染された物を保管する場合は、区域管理者の指定する場所において行うとともに物品名、担当課長名等を表示する。
（周辺監視区域内に係る運搬）
第 66 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、周辺監視区域内において核燃料物質等を運搬（周辺監視区域外からの搬入及び周辺監視区域外への搬出を除く。）する
ときは、第 65 条第１項各号に掲げるほか、次の各号に掲げる措置を講ずる。
(１) 第２項の運搬計画書で定める経路以外で運搬しないこと(２) 運搬車両の走行制限速度を遵守すること(３) 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、保安のために必要な監督を行わせること(４) 核 燃 料 物 質 の 加 工 の 事 業 に 関 す る 規 則 第 ７ 条 の ６ 等 の 規 定 に 基 づ く 核 燃 料 物 質等の工場又は事業所内の運搬に関する措置等に係る技術的細目等を定める告示第６条に定める標識を取り付けること(５) 異常を発見した者は、直ちに応急措置、通報等の措置を講ずること

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保安規定

(６) その他、運搬に関し、必要な措置を講ずること(７) 運搬前に第１号から第６号までの措置の実施状況を確認すること
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、周辺監視区域内において「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」（以下「事業所外運搬規則」という。）に定めるＢＭ型輸送物、ＢＵ型輸送物又は核分裂性輸送物を運搬するときは、
周辺監視区域内に係る運搬計画書を作成し、担当部長の承認を受ける。
３ センター内各部長及び放射線管理部長は、前項の承認を行う場合は、あらかじめ核燃料取扱主任者の同意を得る。
４ センター内各部長は、第２項の承認を行った場合は、センター長に報告する。
５ センター内各部長及び放射線管理部長は、第２項に定める運搬計画書が再処理施設保
全区域外に係る場合は、保安管理部長の同意を得る。
６ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、第２項の規定により核燃料物質等を運搬した場合は、その結果について担当部長及び核燃料取扱主任者に報告する十四 放射性廃棄物の廃棄（工場又は事業所の外において行う場合を含む）に関すること。

14

放射性廃棄物の廃棄・再処理規則第 17 条第 2 項第 14 号①

放射線被ばく管理のために実施する周辺公衆への影響の評価等を踏まえて、気 ＜①について＞
体状の放射性廃棄物の放出の管理の方法並びに排気中の放射性物質の濃度の測 （放射性気体廃棄物の放出の基準）
定項目及び測定の頻度が定められていること。
第 173 条 ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、放射性気体廃棄物を放出する場合は、所定の排気施設によって行う。
２ センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、放射性気体廃棄物を放出する場合は、第Ⅲ－３表及び第Ⅲ－４表に定める基準（３か月間の最大放出量等）
を超えないように努め、第Ⅲ－12－(１)表に定める基準（１年間の最大放出量）を超えないようにする。
３ センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、第１条の２の基本
方針に基づき、放射性物質の放出による被ばく線量を可能な限り低い水準に保つため、放射性気体廃棄物を放出する場合は、前項にかかわらず第Ⅲ－12－(２)表の放出管理目
標値を超えないよう管理する。
（放射性気体廃棄物の放出の監視及び測定等）
第 178 条 放射線管理第２課長は、放出する放射性気体廃棄物中の放射性物質の濃度及び量を監視する。
２ 前項に定める監視は、第Ⅲ－13 表に定める排気モニタによる連続測定又は捕集試料の分析等により行う。
３ 環境監視課長は、前項の捕集試料の分析を行い、その結果を放射線管理第２課長に通知する。
４ 施設保全第１課長は、主排気筒及び第一付属排気筒の排風量を確認し、放射線管理第２課長に通知する。
５ ガラス固化管理課長は、第二付属排気筒の排風量を確認し、放射線管理第２課長に通知する。
６ 放射線管理第２課長は、第Ⅲ－13 表に定める排気モニタにより連続測定する核種については、毎日１回、その他の核種については１週間当たりの放出量を記録し、ガラス固化処理課長、前処理施設課長及び処理第２課長に報告する。また、これらの結果を一ヶ月ごとにとりまとめ、センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長に報告する。
７ 放射線管理第２課長は、放射性気体廃棄物中の放射性物質の量及び濃度を必要に応じ、センター長に報告するとともに、ガラス固化部長、施設管理部長、環境保全部長又は当直長に報告する。

②

放射線被ばく管理のために実施する周辺公衆への影響の評価等を踏まえて、放 ＜②について＞
射性液体廃棄物の放出の管理の方法並びに海洋放出水中の放射性物質の量、濃 （放射性液体廃棄物の放出の基準）度の測定項目及び測定の頻度が定められていること。
第 179 条 環境保全部長は、処理済廃液を海洋に放出する場合は、第Ⅲ－５表に定める基準（３か月当たりの最大放出量等）を超えないように努め、第Ⅲ－14－(１)表に定める基準（１年間の最大放出量）を超えないようにする。

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再処理施設
２

保安規定

環境保全部長は、第１条の２の基本方針に基づき、放射性物質の放出による被ばく線
量を可能な限り低い水準に保つため、処理済廃液を海洋に放出する場合は、前項にかかわらず第Ⅲ－14－(２)表の放出管理目標値を超えないよう管理する。

（海洋放出廃液の放出の監視及び測定等）
第181条 環境監視課長は、海洋放出廃液の試料について速やかに全アルファ、全ベータ及び各核種の放射能を測定し、放射性物質の濃度及び量が第Ⅲ－５表及び第Ⅲ－14－(１)表に定める基準値以下であることを確認する。
２ 前項に定める濃度の測定は、第Ⅲ－15表に掲げるところに従って行う。
３ 環境監視課長は、第１項に定める測定の結果から１ヵ月間、３か月間及び、年間の放出量を集計し、環境保全部長に報告する。
③

平常時の環境放射線モニタリングの実施体制（計画、実施、評価等。ただし海 ＜③について＞洋放出口周辺海域等に係るものを除く。）について定められていること。なお、 （環境監視に係る計画）
この事項は、第４の 15 における環境放射線モニタリングに関する事項と併せ 第199条 放射線管理部長は、品質マネジメント計画に基づき、環境監視に関する計画を実て定められていてもよい。
行に適した様式で策定し、文書化する。
２ 放射線管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 環境監視に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律･基準・規格等）(３) 環境監視に必要な要員及び設備(４) 環境監視に必要な要領書(５) 使用する環境監視設備とその監視項目(６) 前号に定める環境監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録
３ 放射線管理部長は、第１項に定める計画ついて、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ 放射線管理部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ 放射線管理部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場
合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認
し、変更事項を環境監視に係る従業員へ周知する。
（環境監視の実施）
第199条の２ 放射線管理部長は、前条に定める計画に従い業務を実施するときは、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 環境監視に必要な情報（気象情報等）が利用できること(２) 環境監視機器の操作手順書が利用できること(３) 環境監視機器の第200条に定める整備及び検査が実施されていること(４) 環境監視に必要な監視・測定が実施されていること（環境監視に係る評価及び改善）
第199条の３ 放射線管理部長は、環境監視に係る業務の実施結果を評価し、改善が必要と判断した場合には対策を講じること。

④ ALARA の精神にのっとり、排気、排水等を管理することが定められていること。 ＜④について＞（基本方針）
第１条の２ 再処理施設の保安活動は、安全文化を基礎とし、国際放射線防護委員会による放射線防護の基本的考え方にのっとり、放射線及び放射性物質の放出による被ばく線
量を、定められた線量限度以下であって、かつ、合理的に達成可能な限り低い水準に保つとともに、災害の防止のために適切な品質マネジメント活動のもと実施する。
２ 原子炉等規制法第 48 条第１項の規定に基づき、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 11 条第１項各号の定めに従って、再処理施設の保全のために行う設計、工事、巡

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保安規定

視、点検、検査その他の施設の管理（以下「施設管理」という。）に関する方針、施設管理の目標及び施設管理の実施計画を定め、保全活動（保安活動のうち、再処理施設の設備の機能又は性能を確認、維持又は向上させる活動）を行う。
（放射性気体廃棄物の放出の基準）
第 173 条 ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、放射性気体廃棄物を放出する場合は、所定の排気施設によって行う。
２ センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、放射性気体廃棄物を放出する場合は、第Ⅲ－３表及び第Ⅲ－４表に定める基準（３か月間の最大放出量等）
を超えないように努め、第Ⅲ－12－(１)表に定める基準（１年間の最大放出量）を超えないようにする。
３ センター長、ガラス固化部長、施設管理部長及び環境保全部長は、第１条の２の基本
方針に基づき、放射性物質の放出による被ばく線量を可能な限り低い水準に保つため、放射性気体廃棄物を放出する場合は、前項にかかわらず第Ⅲ－12－(２)表の放出管理目
標値を超えないよう管理する。
（放射性液体廃棄物の放出の基準）
第 179 条 環境保全部長は、処理済廃液を海洋に放出する場合は、第Ⅲ－５表に定める基準（３か月当たりの最大放出量等）を超えないように努め、第Ⅲ－14－(１)表に定める基準（１年間の最大放出量）を超えないようにする。
２ 環境保全部長は、第１条の２の基本方針に基づき、放射性物質の放出による被ばく線
量を可能な限り低い水準に保つため、処理済廃液を海洋に放出する場合は、前項にかかわらず第Ⅲ－14－(２)表の放出管理目標値を超えないよう管理する。
⑤

放射性固体廃棄物の保管廃棄に係る具体的な管理、措置及び運搬に関し、放射 ＜⑤について＞
線安全確保のための措置が定められていること。
第Ⅲ―６表

施設の貯蔵・保管能力（第 128,137,139,144,147,153,160,161,162,165,168,175 条関係）⑥

放射性液体廃棄物の固型化等の処理及び放射性廃棄物の工場又は事業所の外 ＜⑥について＞
における廃棄（放射性廃棄物の輸入を含む。）に関する行為の実施体制が定めら （廃溶媒処理に係る措置）
れていること。
第 150 条 処理第１課長は、第 162 条で貯蔵した廃溶媒及び廃希釈剤を固化処理する場合
は、エポキシ固化により行う。
２ 処理第１課長は、第 162 条で貯蔵した廃溶媒及び廃希釈剤の PVC 固化処理が行えな
いよう、加熱装置に電源を供給できない措置を二つ以上講じ、それぞれに施錠管理を行うとともに、措置の解除を禁止する表示を行う。
（ガラス固化）第 152 条 ガラス固化処理課長は、第 160 条で貯蔵した高放射性液体廃棄物及び第 158条で発生した高放射性液体廃棄物等の工程廃液のガラス固化処理を行う場合は、高放射性液体廃棄物の受入れ、濃縮等を適切に行うとともに、１日当たりの溶融炉の廃液処理
量が 0.35 m 3 を超えないようにする。
（ガラス固化体の保管）
第 153 条 ガラス固化処理課長は、ガラス固化体を保管する場合は、第Ⅲ－８表の測定等を行い、その結果を記録し、ガラス固化技術開発施設内の保管セルに保管する。
２ ガラス固化処理課長は、前項の規定により、ガラス固化体を保管する場合は、第Ⅲ－６表に定める値を超えないようにする。
（低放射性固体廃棄物の引渡し）
第 167 条の２ 処理第２課長は前条第７項の規定によりドラム缶等の所定の容器に封入した低放射性固体廃棄物を所定の場所で施設保全第１課長に引き渡す。
２ 処理第２課長は、前項に規定される低放射性固体廃棄物を施設保全第１課長に引き渡すまでの間一時的に保管する場合は、第Ⅲ－１図に示す所定の保管場所へ運び、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 溢水発生時に低放射性固体廃棄物が流出することにより機器に損傷を与えるおそ

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再処理施設

保安規定

れがある場合は、固縛等の流出防止に必要な措置を講じること(２) 安全通路及び退避通路を確保すること
３ 処理第２課長は、前項の場合において、所定の保管場所以外の場所に一時的に仮置きする場所を設けて保管する場合は、前項各号に掲げる措置を講じ、この措置が維持されていることを第 183 条に規定する巡視及び点検により確認する。
４ 処理第２課長は、前項及び第２項の規定により保管場所及び仮置きする場所で一時的に保管する低放射性固体廃棄物を速やかに施設保全第１課長に引き渡すよう努める。
５ 前処理施設課長は、プール水処理系の廃イオン交換樹脂及び廃砂を貯蔵する場合は、所定の運搬容器に収納し、その種類、量、形状及び推定放射能量等を記録し、廃棄物処
理場又は第二スラッジ貯蔵場の所定の場所に運搬し、処理第１課長に引き渡す。
６ 処理第１課長は、エポキシ固化体を貯蔵する場合は、廃溶媒処理技術開発施設の所定の場所で施設保全第１課長へ引き渡す。
７ 施設保全第１課長は、第１項の規定により引き渡された低放射性固体廃棄物を第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、第二低放射性固体廃棄物貯蔵場又は第二アスファルト固化体
貯蔵施設の所定の場所に運搬し、環境管理課長へ引き渡す。
８ 施設保全第１課長は、第 168 条第５項の規定により引き渡された低放射性固体廃棄物
を廃棄物処理場の所定の場所に運搬し、処理第２課長へ引き渡す。
９ 施設保全第１課長は、第６項で引き渡されたエポキシ固化体をアスファルト固化体貯蔵施設又は第二アスファルト固化体貯蔵施設の所定の場所に運搬し、環境管理課長に引き渡す。
１０ 施設保全第１課長は、高レベル放射性物質研究施設（使用施設）で発生し、当該施設の所定の場所で引き渡された低放射性固体廃棄物を廃棄物処理場の所定の場所に運搬し、処理第２課長に引き渡す。
１１ 処理第２課長は、前項の規定により高レベル放射性物質研究施設（使用施設）から
低放射性固体廃棄物の引き渡しを受ける場合は、不燃性のものと可燃性のものに区分されていることを外廃棄規則第２条第１項第２号の規定により交付される記録の写しに相当するものと照合することにより確認する。
（低放射性固体廃棄物の貯蔵・保管）
第 168 条 処理第１課長は、第 167 条の２第５項の規定により引き渡されたプール水処理
系の廃イオン交換樹脂及び廃砂をスラッジ貯蔵場のスラッジ貯槽又は第二スラッジ貯蔵場の廃砂・廃樹脂貯槽に貯蔵する。
２ 処理第１課長は、前項の規定により廃イオン交換樹脂及び廃砂を貯蔵する場合は、次の各号に掲げる事項を遵守する。
(１) 第Ⅲ－６表に定める値を超えないようにすること(２) 廃棄物処理場から第二スラッジ貯蔵場の廃砂・廃樹脂貯槽への受入れに当たっては、スラッジ貯槽の受入れ系の所定のバルブが閉状態で施錠されていることを確認
すること
３ 環境管理課長は、低放射性固体廃棄物、アスファルト固化体、ＰＶＣ固化体及びエポ
キシ固化体を貯蔵する場合は、第Ⅲ－６表に定める値を超えないようにする。
４ 環境管理課長は、第 166 条の２第６項及び前条第７項の規定により引き渡された低放射性固体廃棄物を第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、第二低放射性固体廃棄物貯蔵場又は第二アスファルト固化体貯蔵施設に貯蔵する。
５ 環境管理課長は、貯蔵した低放射性固体廃棄物を再び処理する場合は、所定の場所で施設保全第１課長へ引き渡す。
６ 転換施設課長は、中和沈殿物を乾燥焙焼し、中和沈殿焙焼体をグローブボックス内に一時保管して性状が安定していることを確認した後、プルトニウム転換技術開発施設の粉末貯蔵室に保管する。
７ 転換施設課長は、前項の規定により中和沈殿物を保管する場合は、第Ⅲ－６表に定める値を超えないようにする。
８ 転換施設課長は、凝集沈殿物を乾燥焙焼の後、プルトニウム転換技術開発施設の固体廃棄物置場に保管する。
⑦

放射性固体廃棄物の工場又は事業所の外への運搬に関する行為（工場又は事 ＜⑦について＞業所の外での運搬中に関するものを除く。）の実施体制が定められていること。
放射性固体廃棄物の工場又は事業所の外への運搬を実施する場合は、廃止措置計画を変更の

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

なお、この事項は、第４の 13 における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。
⑧

十五
海洋放出口周辺海域等の放射線管理に関す
ること。

19
①

②

保安規定

上、改めて規定する。

放射性廃棄物でない廃棄物の取扱いに関することについては、「原子力施設に ＜⑧について＞おける「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いについて（指示）」を参考とし
左記については、放射性廃棄物でない廃棄物としての廃棄又は資源として有効利用する場合て記載していること。
において、適宜保安規定において定めることを指導されたものであり、今後、解体廃棄物を有効利用等する場合には、法第 61 条の２に基づき、放射線による障害の防止のための措置を必要としないものとして取り扱えるための原子力規制委員会の確認を受けた後、改めて左記の指示文書を参考に記載する。
15 海洋放出口周辺海域等の放射線管理
・再処理規則第 17 条第 2 項第 19 15 号
放射線被ばく管理のために実施する周辺公衆への影響の評価等を踏まえて、放 ＜①及び②について＞ 放出管理
射性液体廃棄物の海洋放出の管理の方法並びに海洋放出水中の放射性物質の （放射性液体廃棄物の放出の基準）
量、濃度の測定項目及び測定の頻度が定められていること。
第 179 条 環境保全部長は、処理済廃液を海洋に放出する場合は、第Ⅲ－５表に定める基準（３か月当たりの最大放出量等）を超えないように努め、第Ⅲ－14－(１)表海洋放出口周辺海域等に係る平常時の環境放射線モニタリングの実施体制（計 に定める基準（１年間の最大放出量）を超えないようにする。
画、実施、評価等）について定められていること。なお、この事項は、第４の ２ 環境保全部長は、第１条の２の基本方針に基づき、放射性物質の放出による被ばく線
14 における環境放射線モニタリングに関する事項と併せて定められていても量を可能な限り低い水準に保つため、処理済廃液を海洋に放出する場合は、前項にかかよい。
わらず第Ⅲ－14－(２)表の放出管理目標値を超えないよう管理する。
（海洋放出廃液の放出の監視及び測定等）
第181条 環境監視課長は、海洋放出廃液の試料について速やかに全アルファ、全ベータ及び各核種の放射能を測定し、放射性物質の濃度及び量が第Ⅲ－５表及び第Ⅲ－14－(１)表に定める基準値以下であることを確認する。
２ 前項に定める濃度の測定は、第Ⅲ－15表に掲げるところに従って行う。
３ 環境監視課長は、第１項に定める測定の結果から１ヵ月間、３か月間及び、年間の放出量を集計し、環境保全部長に報告する。
＜①及び②について＞ 環境監視
（環境監視に係る計画）
第199条 放射線管理部長は、品質マネジメント計画に基づき、環境監視に関する計画を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ 放射線管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 環境監視に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律･基準・規格等）(３) 環境監視に必要な要員及び設備(４) 環境監視に必要な要領書(５) 使用する環境監視設備とその監視項目(６) 前号に定める環境監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録
３ 放射線管理部長は、第１項に定める計画ついて、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ 放射線管理部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ 放射線管理部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場
合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認
し、変更事項を環境監視に係る従業員へ周知する。
（環境監視の実施）
第199条の２ 放射線管理部長は、前条に定める計画に従い業務を実施するときは、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 環境監視に必要な情報（気象情報等）が利用できること

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再処理規則

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再処理施設
(２)
(３)
(４)

保安規定

環境監視機器の操作手順書が利用できること
環境監視機器の第200条に定める整備及び検査が実施されていること
環境監視に必要な監視・測定が実施されていること（環境監視に係る評価及び改善）
第199条の３ 放射線管理部長は、環境監視に係る業務の実施結果を評価し、改善が必要と判断した場合には対策を講じること。
（目安レベル）
第201条 環境監視課長は、環境放射能水準の監視結果が第Ⅳ-６表に掲げる目安レベルを超えた場合は、同表に定める措置及び核種分析等を行い、その結果を放射線管理部長に報告する。
２ 放射線管理部長は、前項の報告を受けた場合は、原因の調査等適切な措置を講ずる。
（環境監視の結果に基づく勧告）
第202条 放射線管理部長は、前条第２項に定める調査等の結果、再処理施設に起因する場
合は、必要に応じて放射性廃棄物の放出の制限等所要の措置を講ずるようセンター長に勧告する。
２ 放射線管理部長は、前項の勧告を行った場合は、直ちに所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知する。
（環境監視の強化）
第203条 所長は、第54条に定める非常事態により環境放射能水準が著しく上昇した場合、
若 し く は 放 射 性 廃 棄 物 の 放 出 が 第 173条 及 び 第 179条 に 定 め る 放 出 基 準 を 著 し く 超 え た
場合、又はそのおそれがある場合は、必要に応じ、環境監視を強化する。
（線量の評価）第204条 環境監視課長は、再処理施設からの放射性廃棄物の大気放出及び海洋放出に起因する周辺公衆の年間の線量を算出し、その結果を放射線管理部長に報告する。
２ 前項の算出は、環境監視の実測値により行う。
ただし、実測値によることが困難な場合は、放出放射能をもとに第Ⅳ-７表の区分に応じた計算により評価する。
３ 放射線管理部長は、線量の評価結果を所長に報告するとともに、センター長及び核燃料取扱主任者へ通知する。
４ 環境監視課長は、線量の評価結果を保管する。
十六

非常の場合に講ずべき処置に関すること。

16

非常の場合に採るべき処置
・再処理規則第 17 条第 2 項第 16 号
① 緊急時に備え、平常時から緊急時に実施すべき事項が定められていること。

＜①について＞（非常事態）
第 54 条 非常事態とは、通常の組織では、異常の拡大防止などのための活動を迅速、かつ、適切に行うことが困難な事態をいう。
（非常事態の措置）
第 55 条の２ センター長、放射線管理部長、保安管理部長及び工務技術部長は、前条に定める計画に従い業務を実施するときは、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 非 常 事 態 の 措置 に 必 要 な情 報 (再 処 理 施設 周 辺 の人 口 分 布 、 道路 等 の 社 会環 境 状
況、放射能影響範囲等の事前調査結果等)が利用できること(２) 通信連絡機器等の操作手順書が利用できること(３) 非常事態の措置に必要な設備の整備が実施されていること(４) 非常事態の措置に必要な設備の監視がなされていること②

緊急時における操作に関する組織内規程類を作成することが定められてい ＜①及び②について＞ること。
（保安の確保）

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再処理施設

保安規定

第３条 核燃料サイクル工学研究所長は、再処理施設に係る保安を確保するため、次の各号に掲げる規則等を定める。
(１) 事故対策規則(２) 放射性物質等事業所内運搬要領
２ 再処理廃止措置技術開発センター長は、再処理施設に係る保安を確保するため、理事長が定める核燃料物質の取扱いに関する管理基準に基づく要求事項を含めて次の各号に掲げる基準等を定める。
(１) 安全作業基準(２) 放射線管理基準(３) 臨界管理基準(４) 事故対策手順（非常事態の措置に係る計画）
第 55 条 所長は、センター長及び保安管理部長に命じ、非常事態の措置について品質マネ
ジメント計画に基づき実行に適した様式で計画を策定し、文書化する。
２ センター長及び保安管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事
項を明確にし、所長の承認を得る。
(１) 非常事態の措置に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・条令等）(３) 非常事態の措置に必要な要員及び設備（通信連絡機器、保護具等）(４) 非常事態の措置に必要な要領書(５) 非常事態の措置に係る訓練及び非常事態の措置に必要な設備とその監視項目(６) 前号に定める非常事態の措置に必要な設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録(８) 再処理施設周辺の人口分布、道路等の社会環境の状況並びに放射能影響範囲等の事前調査及び資料の整備(９) 医療機関の確保
３ 所長は、第 53 条に定める保安訓練などにより、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であればセンター長及び保安管理部長に改善を指示し、センター長及び保安管理部長は、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ 放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項に定める計画の策定、第３項に定める改善に関して、センター長及び保安管理部長に協力する。
５ 所長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
６ 所長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認し、変更事
項を非常事態の措置に係る従業員へ周知する。
③ 緊急事態が発生したときは、定められた通報経路に従って関係機関に通報す ＜③について＞（非常事態の措置対応）
ることが定められていること。
第 56 条 従業員は、第 54 条に定める非常事態が発生した場合、又は以下の各号に定める事態が発生した場合は、応急の措置を行うとともに、担当課長及び当直長に通報する。
(１) 第 54 条の非常事態が発生するおそれがあるとき(２) 再処理施設に係る警報装置のうち、第Ⅰ－２－(１)表に定めるものが作動したとき(３) 使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 19 条の 16 各号に掲げる事故故障などの事象及びこれらに準ずるものが発生した場合
２ 担当課長及び当直長は、前項の通報を受け、その状態が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事
態の拡大を防止するために必要な措置を講ずるとともに、担当課長は担当部長又は工務技術部長に通報する。なお、休日及び夜間にあっては、当直長はセンター長に通報する。
３ 担当部長（ただし、センター内各部長に限る。）は、前項の通報を受け、その状況が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに非常

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事態を防止し、又は非常事態の拡大を防止するために、必要な措置を講ずるとともに、センター長に通報する。
４ センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、第２項又は前項の通報を受けた場
合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事態の拡大を防止するために必要な措置を講じ、非常事態の状況等について相互に連絡するとともに、所長、核燃料取扱主任者及び保安管理部長に通報する。
④

緊急事態の発生をもってその後の措置は、原子力災害対策特別措置法（平成 ＜④について＞
11 年法律第 156 号）第７条第１項の原子力事業者防災業務計画によること（原子力災害対策特別措置法に基づく措置）が定められていること。
第 58 条 原子力災害対策特別措置法に基づく事象が発生した場合は、本規定によらず、
原子力災害対策特別措置法第 7 条に基づく原子力事業者防災業務計画に基づき措置する。

⑤ 緊急事態が発生した場合は、緊急時体制を発令し、応急処置及び緊急時にお ＜⑤について＞（非常事態の措置）
ける活動を実施することが定められていること。
第 55 条の２ センター長、放射線管理部長、保安管理部長及び工務技術部長は、前条に定める計画に従い業務を実施するときは、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 非 常 事 態 の 措置 に 必 要 な情 報 (再 処 理 施設 周 辺 の人 口 分 布 、 道路 等 の 社 会環 境 状
況、放射能影響範囲等の事前調査結果等)が利用できること(２) 通信連絡機器等の操作手順書が利用できること(３) 非常事態の措置に必要な設備の整備が実施されていること(４) 非常事態の措置に必要な設備の監視がなされていること（防災体制の発令）
第 57 条 所長は、第 56 条第４項の通報を受けた場合において、原子力災害対策特別措置法に基づく事象であると判断した場合は、直ちに研究所に防災体制を発令する。
⑥ 緊急作業に従事させる放射線業務従事者を次に掲げる要件に該当する者から ＜⑥及び⑦について＞（緊急作業に係る線量限度）
選定することが定められていること。
第 103 条 所長は、再処理施設において核燃料物質等による災害が発生し、又は発生する
I 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
おそれのある場合、再処理設備の操作に重大な支障を及ぼすおそれのある再処理施設のを受けた上で、緊急作業に従事する意思がある旨を機構の理事長に書面で申損傷が生じた場合、その他の緊急やむを得ない場合においては、前条の規定にかかわらし出た者であること。
ず、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
Ⅱ 緊急作業についての訓練を受けた者であること。
い旨を書面で申し出た者に限る。）を、その実効線量が 100 ミリシーベルト、眼の水晶体の等価線量が 300 ミリシーベルト及び皮膚の等価線量が１シーベルトを超えない範Ⅲ 実効線量について 250mSv を線量限度とする緊急作業に従事する従業員
囲において、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。
は、原子力災害対策特別措置法第８条第３項に規定する原子力防災要員、同 ２ 所長は、前項の規定にかかわらず、線量告示第７条第２項第１号、第２号、第３号チ
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項に規定する副原及び第４号に示すいずれかの事象が発生した場合は、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書面で申し出た者に限る。）を、
子力防災管理者であること。
その実効線量が 250 ミリシーベルト、眼の水晶体の等価線量が 300 ミリシーベルト及び皮膚の等価線量が１シーベルトを超えない範囲において、緊急作業が必要と認められる⑦ 緊急作業に従事する放射線業務従事者について、次の事項が定められている
期間、緊急作業に従事させることができる。
こと。
I 緊急作業に従事する期間中の線量管理（放射線防護マスクの着用等による内 ３ 所長は、前二項の規定により緊急作業に従事させる放射線業務従事者の選定に当たっ
部被ばくの管理を含む。）を実施すること。
ては、次の各号に掲げる全ての要件に該当する者であることを確認する。
II 緊急作業に従事した際に健康診断を受診させる等の非常の場合に採るべき（１） 第Ⅰ－１－(３)表の緊急作業についての教育を受けた上で、緊急作業に従事す
処置に関する適切な内容。
る意思がある旨を理事長に書面で申し出た者（２） 第Ⅰ－１－(３)表の緊急作業についての訓練を受けた者（３） 前項の場合にあっては、原子力災害対策特別措置法に基づく原子力防災要員、
原子力防災管理者又は副原子力防災管理者
４ センター長は、放射線業務従事者を第１項又は第２項の規定により緊急作業に従事させる場合は、作業計画書を作成し、核燃料取扱主任者及び放射線管理部長の同意を得る。
ただし、極めて緊急を要する場合は、この限りでない。
５ 前項ただし書きの規定により緊急作業を行った場合は、センター長は、速やかに核燃料取扱主任者及び放射線管理部長に通知する。
６ センター長は、放射線業務従事者を第１項又は第２項の規定により緊急作業に従事さ

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せる場合は、放射線管理部長に当該作業に係る外部被ばく及び内部被ばくによる線量の測定（一月以内ごとに一回）を依頼する。
７ 放射線管理部長は、前項の依頼を受けた場合は、緊急作業に係る線量について線量計
測課長に測定及び評価を行わせ、その結果をセンター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
８ センター長は、前項の評価結果により、緊急作業に従事させた放射線業務従事者の緊急作業期間中の実効線量及び等価線量が、第１項及び第２項に定める線量限度を超えていないことを確認するとともに超えないよう管理する。
９ センター長は、緊急作業に従事させる放射線業務従事者の外部被ばくの低減及び内部
被ばくの防止を図るため、施設の状況及び作業内容を考慮し、放射線防護マスクの着用
等の放射線防護措置を講じる。
10 センター長は、緊急作業に従事した放射線業務従事者に対し、緊急作業に係る業務に従事後一月以内ごとに一回及び緊急作業に係る業務から離れる際、医師による健康診断を受診させなければならない。
⑧ 事象が収束した場合には、緊急時体制を解除することが定められていること。 ＜⑧について＞（原子力災害対策特別措置法に基づく措置）
第 58 条 原子力災害対策特別措置法に基づく事象が発生した場合は、本規定によらず、
原子力災害対策特別措置法第 7 条に基づく原子力事業者防災業務計画に基づき措置する。
⑨ 緊急時の措置が講じられるよう、平常時に資機材の準備及び防災訓練の実施 ＜⑨について＞
頻度について定められていること。
（保安訓練）
第 53 条 所長は、従業員に対して、第 54 条に定める非常事態の措置についての総合的な実地訓
練を毎年１回以上実施し、措置の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。
２ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設の運転等を行う従業員に対して、非常事態等の運転操作訓練、消火訓練、避難訓練等を毎年２回以上実施し、非常事態等の運転操作訓練等の措置の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。
３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、緊急作業に従事する要員として選定を受けようとする者に対し、第Ｉ－１－(３)表に従い、緊急作業に係る訓練を実施し、選定後は、毎年１回以上実施する。また、これらの訓練の有効性を評価するとともに、その結果を記録する。なお、本項及び前項の訓練は、第１項の総合的な実地訓練と同等の項目については、兼ねることができる。
（非常事態の措置に係る計画）
第 55 条 所長は、センター長及び保安管理部長に命じ、非常事態の措置について品質マネ
ジメント計画に基づき実行に適した様式で計画を策定し、文書化する。
２ センター長及び保安管理部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事
項を明確にし、所長の承認を得る。
(１) 非常事態の措置に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・条令等）(３) 非常事態の措置に必要な要員及び設備（通信連絡機器、保護具等）(４) 非常事態の措置に必要な要領書(５) 非常事態の措置に係る訓練及び非常事態の措置に必要な設備とその監視項目(６) 前号に定める非常事態の措置に必要な設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(７) 第５号に定める監視結果及び第６号に定める検査結果の記録(８) 再処理施設周辺の人口分布、道路等の社会環境の状況並びに放射能影響範囲等の事前調査及び資料の整備(９) 医療機関の確保
３ 所長は、第 53 条に定める保安訓練などにより、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であればセンター長及び保安管理部長に改善を指示し、センター長及び保安管理部長は、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること

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４

十七 設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る再処理施設の保全に関する措置に関すること。

17 設計想定事象等に係る再処理施設の保全に関する措置（再処理規則第 17 条第２項第 17 号）※
※ 廃止措置対象施設内に使用済燃料、核燃料物質及び特定廃液が存在しない場
合を除く。
① 指定若しくは許可を受けたところによる基本設計ないし基本的設計方針又は法第 50 条の５第２項の認可を受けた廃止措置計画に則した対策が機能するよう、想定する事象に応じて、次に掲げる措置を講ずることが定められていること。
Ⅰ 再処理施設の必要な機能を維持するための活動に関する計画を策定し、要員を配置するとともに、計画に従って必要な活動を行わせること。特に、当該計画には、次に掲げる事項を含めること。
ⅰ 火災
可燃物の管理、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に関すること。
ⅱ 重大事故に至るおそれのある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。）又は重大事故（以下「重大事故等」という。）
ａ 重大事故等発生時におけるセル内において発生する臨界事故を防止するための対策に関すること。
ｂ 重大事故等発生時における使用済燃料から分離された物であって液体状のもの又は液体状の放射性廃棄物を冷却する機能が喪失した場合にセル内において発生する蒸発乾固を防止するための対策に関すること。
ｃ 重大事故等発生時における放射線分解によって発生する水素が再処理設備の内部に滞留することを防止する機能が喪失した場合にセル内において発生する水素による爆発を防止するための対策に関すること。
ｄ 重大事故等発生時におけるセル内において発生する有機溶媒その他の物質による火災又は爆発を防止するための対策に関すること（前号に掲げるものを除く。）。
ｅ 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使用済燃料の著しい損傷を防止するための対策に関すること。
ｆ 重大事故等発生時における放射性物質の漏えいを防止するための対策に関すること（前各号に掲げるものを除く。）。
ｇ 発生する有毒ガスからの運転員等の防護に関すること。
ⅲ 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
ズムによる再処理施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）
ａ 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。
ｂ 大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵設備の水位を確保するための対策及び使用済燃料の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
ｃ 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。
Ⅱ 必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練に関すること。特に重大事故等又は大規模損壊の発生時における再処理施設の必要な機能を維持するための活動を行う要員に対する教育及び訓練については、それぞれ毎年１回以上定期に実施すること。
Ⅲ 必要な機能を維持するための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、化学消防自動車、泡消火薬剤、消火ホース、照明器具、無線機器、放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項に定める計画の策定、第３項に定める改善に関して、センター長及び保安管理部長に協力する。
５ 所長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
６ 所長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認し、変更事
項を非常事態の措置に係る従業員へ周知する。
（設計想定事象等の体制整備については、重大事故等に係る廃止措置計画の変更の審査状況を踏まえ規定する。
）

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フィルターその他の資機材を備え付けること。
Ⅳ その他必要な機能を維持するための活動を行うために必要な体制を整備すること。
十八
再処理施設に係る保安（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（第十九条の十六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。

十九
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（第十九条の十六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。

18

再処理施設に係る保安に関する適正な記録及び報告並びに廃止措置に係る保安に関する適正な記録及び報告・再処理規則第 17 条第 2 項第 18 号及び第 19 号
① 東海再処理施設に係る保安に関し、必要な記録を適正に作成し、管理すること ＜①及び②について＞が定められていること。その際、保安規定及びその下位文書において、必要な （品質マネジメント計画）
第 51 条の４ 再処理施設に関する保安活動を適切に実施するため、廃止措置計画の認可を受け記録を適正に作成し、管理するための措置が定められていること。
た品質管理計画に基づき、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
（中略）② 再処理規則第８条に定める記録について、その記録の管理に関すること（計量管理規定及び核物質防護規定で定めるものを除く。）が定められていること。 4.2 文書化に関する要求事項
4.2.3 文書管理
(1) 保安に係る組織は、品質マネジメントシステムで必要とされる文書を管理し、不適切な使用又は変更を防止する。ただし、記録となる文書は、4.2.4 に規定する要求事項に従って管理する。
(2) 安全・核セキュリティ統括部長は、本部の「文書及び記録管理要領」を定め、所長は、研究所の「文書・記録管理要領書」を定め、センター長及び管理支援部門各部長は、文書及び記録の管理要領を定め、次に掲げる業務に必要な管理の手順を規定する。
a） 発行前に、適切かどうかの観点から文書の妥当性をレビューし、承認する。
b)
文書は定期的に改訂の必要性についてレビューする。また、改訂する場合は、文書作成時と同様の手続で承認する。
c） 文書の妥当性のレビュー及び見直しを行う場合は、対象となる実施部門の要員を参加させる。
d） 文書の変更内容の識別及び最新の改訂版の識別を確実にする。
e） 該当する文書の最新の改訂版又は適切な版が、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。
f） 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。
g） 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。
h） 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、適切に識別し、管理する。
i） 文書の改訂時等の必要な時に文書作成時に使用した根拠等の情報が確認できるように
する。
（以下略）
（記 録）
第 68 条 センター内各部長、放射線管理部長、保安管理部長、工務技術部長、安全・核セ
キュリティ統括部長及び統括監査の職は、その所掌する業務に関し、第Ⅰ－６表に定める事項について適正に記録する。
２ センター内各部長、放射線管理部長、保安管理部長、工務技術部長、安全・核セキュ
リティ統括部長及び統括監査の職は、前項の記録の保管・管理を第 51 条の４ 4.2 に従い実施する。
（線量の通知）第 106 条 放射線管理部長は、第 104 条第１項及び第 105 条第１項の評価結果をセンター長へ報告するとともに、核燃料取扱主任者及び担当部長へ通知する。ただし、一時立入者に係る線量の測定結果については線量計測課長から担当課長へ通知する。
２ 放射線管理部長は、第 104 条第４項及び第 105 条第３項の測定並びに評価の結果をセンター長に報告するとともに、核燃料取扱主任者及び担当部長へ通知する。
３ センター内各部長は、第１項及び第２項の通知を受けたときは、速やかに当該放射線業務従事者へ通知する。
４ 線量計測課長は、第 104 条第２項の測定及び評価の結果を担当課長へ通知する。

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（被ばく記録の保管）
第 107 条 線量計測課長は、放射線業務従事者（ 機 構 と 雇 用 関 係 に あ る 者 に 限 る 。 ）に係る線量の記録を個人ごとに記録し、これを保管する。
③ 東海再処理施設の所長及び核燃料取扱主任者に報告すべき事項が定められて＜③について＞いること。
（非常事態の措置対応）
第 56 条 従業員は、第 54 条に定める非常事態が発生した場合、又は以下の各号に定める事態が発生した場合は、応急の措置を行うとともに、担当課長及び当直長に通報する。
(１) 第 54 条の非常事態が発生するおそれがあるとき(２) 再処理施設に係る警報装置のうち、第Ⅰ－２－(１)表に定めるものが作動したとき(３) 使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 19 条の 16 各号に掲げる事故故障などの事象及びこれらに準ずるものが発生した場合
２ 担当課長及び当直長は、前項の通報を受け、その状態が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事
態の拡大を防止するために必要な措置を講ずるとともに、担当課長は担当部長又は工務技術部長に通報する。なお、休日及び夜間にあっては、当直長はセンター長に通報する。
３ 担当部長（ただし、センター内各部長に限る。）は、前項の通報を受け、その状況が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事態の拡大を防止するために、必要な措置を講ずるとともに、センター長に通報する。
４ センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、第２項又は前項の通報を受けた場
合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事態の拡大を防止するために必要な措置を講じ、非常事態の状況等について相互に連絡するとともに、所長、核燃料取扱主任者及び保安管理部長に通報する。
（迅速な通報等）
第 60 条 従業員は、第 56 条に定める通報を直ちに行う。
２ 担当課長又は当直長は、第 56 条第２項の通報を受け、その状態が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに通報連絡責任者に通報（第一報）する。
３ 通報連絡責任者は、前項の通報を受けた場合は、直ちに研究所連絡責任者に通報（第一報）する。
４ 研究所連絡責任者は、前項の通報を受けた場合は、第Ⅰ－５(１)図に示す通報連絡系
統に従い、直ちに安全・核セキュリティ統括部長、理事長他関係者へ通報（第一報）する。
５ センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、第一報のその後の状況の推移を適宜、所長に報告する。
６ 所長は、前項の報告を受けた場合は、第Ⅰ－５(２)図に示す通報連絡系統に従い、安全・核セキュリティ統括部長、理事長他関係者へ速やかに報告する。
７ 所長は、前項の報告の後、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 19 条の 16 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（法令報告事象）に関しては、速やかに報告書を作成し、研究所担当理事の確認を受けた後、理事長に報告する。
（原因の調査）第 61 条 センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、発生した非常事態の原因を調査し、所長に報告するとともに核燃料取扱主任者に通知する。
２ 放射線管理部長又は工務技術部長は、原因の調査及び対策等に関し、再処理施設安全専門委員会への諮問をセンター長に依頼する。
３ センター長は、原因の調査及び対策等に関し、再処理施設安全専門委員会に諮問する。
（作業又は施設の再開）

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第 62 条 非常事態が発生したことにより、停止された工程運転及び作業又は閉鎖された施設の再開は、センター長、放射線管理部長又は工務技術部長が指示する。
２ センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、前項の指示を行う場合は、相互に協議し、核燃料取扱主任者の同意を得たのち、所長の承認を受ける。
３ 所長は、前項の承認に当たっては、原因の除去、施設の復旧等所要の措置が講じられ、安全上支障がないことを確認する。
４ 所長は、前項の確認に当たっては、核燃料サイクル工学研究所安全専門委員会に諮問する。
④ 再処理規則第 19 条の 16 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には機構の理事長その他の経営責任者に確実に報告がな ＜④及び⑤について＞される体制が構築されていることなど、安全確保に関する機構の理事長その他 （迅速な通報等）
第 60 条 従業員は、第 56 条に定める通報を直ちに行う。
の経営責任者の強い関与が明記されていること。
⑤ 再処理規則第 19 条の 16 各号に掲げる事故故障等の事象に準ずるものが具体 ２ 担当課長又は当直長は、第 56 条第２項の通報を受け、その状態が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに通報連絡責任者に通報的に定められていること。
（第一報）する。
３ 通報連絡責任者は、前項の通報を受けた場合は、直ちに研究所連絡責任者に通報（第一報）する。
４ 研究所連絡責任者は、前項の通報を受けた場合は、第Ⅰ－５(１)図に示す通報連絡系
統に従い、直ちに安全・核セキュリティ統括部長、理事長他関係者へ通報（第一報）する。
５ センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、第一報のその後の状況の推移を適宜、所長に報告する。
６ 所長は、前項の報告を受けた場合は、第Ⅰ－５(２)図に示す通報連絡系統に従い、安全・核セキュリティ統括部長、理事長他関係者へ速やかに報告する。
７ 所長は、前項の報告の後、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 19 条の 16 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（法令報告事象）に関しては、速やかに報告書を作成し、研究所担当理事の確認を受けた後、理事長に報告する。
（具体的な事象については、重大事故等に係る廃止措置計画の変更の際に改めて規定する。
）

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再処理規則
二十 再処理施設の施設管理に関すること（使用前
事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することを含む。）

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

19 再処理施設の施設管理
・再処理規則第 17 条第２項第 20 号
① 施設管理の方針、施設管理の目標及び施設管理の実施に関する計画の策定並 ＜①について＞
びにこれらの評価及び改善について、「原子力事業者等における保安のための （基本方針）
措置に係る運用ガイド」（番号（令和 年 月 日原子力規制委員会決定））を参 第１条の２ 再処理施設の保安活動は、安全文化を基礎とし、国際放射線防護委員会によ考として定められていること（廃止措置計画の認可後に安全機能を維持する
る放射線防護の基本的考え方にのっとり、放射線及び放射性物質の放出による被ばく線
必要のある施設の施設管理を含む。）。
量を、定められた線量限度以下であって、かつ、合理的に達成可能な限り低い水準に保つとともに、災害の防止のために適切な品質マネジメント活動のもと実施する。
２ 原子炉等規制法第 48 条第１項の規定に基づき、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 11 条第１項各号の定めに従って、再処理施設の保全のために行う設計、工事、巡視、点検、検査その他の施設の管理（以下「施設管理」という。）に関する方針、施設管理の目標及び施設管理の実施計画を定め、保全活動（保安活動のうち、再処理施設の設備の機能又は性能を確認、維持又は向上させる活動）を行う。
（事業者検査の独立性の確保）
第 51 条の２ 第４条第１項各号（第 15 号を除く。）に掲げる職位等は、品質保証課長が行う第 16 条の１の２第６号に係る事業者検査の運営に不当な圧力や影響を与えてはならない。
（施設管理方針及び施設管理目標の策定）
第 183 条 所長は、第 51 条の４ 5.3 に基づき理事長が定める施設管理方針に従って、達成すべき研究所の施設管理の目標（以下「施設管理目標」という。）を定める。
２ 所長は、定期に及び必要に応じて、研究所の施設管理目標の評価を行い、必要に応じて見直しを実施する。
３ センター長及び管理支援部門各部長は、第１項の研究所の施設管理目標を踏まえ、達成すべ
き再処理施設及び施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める施設管理目標を定める。
４ センター長及び管理支援部門各部長は、前項に定める施設管理目標を定めるに当たり、核燃料取扱主任者の同意を得る。
５ センター長及び管理支援部門各部長は、定期に及び必要に応じて、施設管理目標の評価を行い、必要に応じて見直しを実施する。
（再処理施設の施設管理実施計画）
第 183 条の２ センター長及び管理支援部門各部長は、前条に規定する施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下「施設管理実施計画」という。）
を策定する。
（１） 施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。
（２） 再処理施設の設計及び工事に関すること。
（３） 再処理施設の巡視（再処理施設の保全のために実施するものに限る。）に関すること。
（４） 再処理施設の点検、検査等（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（再処理施設の操作中及び停止中の区別を含む（廃止措置計画の認可を受けたものを除く。）。）に関すること。
（５） 再処理施設の工事及び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。
（６） 再処理施設の設計、工事、巡視及び点検等の結果の確認及び評価の方法に関すること。
（７） 前号の確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。）に関すること。
（８） 再処理施設の施設管理に関する記録に関すること。
２ センター長及び管理支援部門各部長は、それぞれ所掌する設備・機器（性能維持施設に限る。）
について、次の各号に掲げる事項を整理した設備保全整理表（施設管理実施計画に定める事項のうち、再処理施設の工事の方法及び時期に関する事項、再処理施設の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期に関する項について、設備・機器単位で整理した表）及び検査要否整理表（施設管理実施計画に定める事項のうち、再処理施設の検査の方法に関する事項について、「再処理施設の技術基準に関する規則」（以下｢技術基準｣という。）の条項単位で整理した表）を

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

策定する。
（１） 再処理施設の工事の方法及び時期（２） 再処理施設の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期
３ センター長及び管理支援部門各部長は、再処理施設の操作を相当期間停止する場合その他
再処理施設がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該再処理施設の状態に応じて、特別な施設管理実施計画、特別な設備保全整理表及び検査要否整理表を定める。
４ センター長及び管理支援部門各部長は、第１項に定める計画、第２項に定める整理表及び第３項に定める特別な計画等を策定するに当たり、核燃料取扱主任者の同意を得る。
５ センター長及び管理支援部門各部長は、所掌する設備・機器について、施設管理実施計画及び設備保全整理表及び検査要否整理表に定めるところにより、保全活動を実施する。
６ センター長及び管理支援部門各部長は、所掌する設備・機器について、保全活動（工事、巡視、点検及び検査に関する事項に限る。）の有効性評価を定期事業者検査の都度及び必要に応じて行い、必要と認める場合には改善を行う。
② 使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施に関することが定められている ＜②について＞こと。
（定期事業者検査）
第 195 条 品質保証課長は、再処理施設の定期事業者検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 定期事業者検査計画
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び実施体制
ハ 予定期間ニ 定量的な施設管理目標（２） 定期事業者検査要領
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第Ⅲ—18 表から第Ⅲ-21 表に掲げる担当設備について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。なお、施設管理部長は、臨界警報装置又は無停電電源装置（臨界警報装置に給電するもの。）の定期事業者検査（無停電電源装置の性能検査は除く。）に際しては、施設の運転の停止及び工程内の核燃料物質の移動禁止の措置を講ずる。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を実施し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は第３項の確認を得たときは、検査に関連するセン
ター内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、定期事業者検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、核燃料取扱主任者に通知した後、所長へ報告する。
（使用前自主検査）
第 196 条 品質保証課長は、再処理施設の使用前自主検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

（１） 使用前自主検査計画
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の内容
ハ 予定期間（２） 使用前自主検査要領
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に関する工事について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を行い、その工事が第 198 条の５第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていることを確認し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は前項の確認を得たときは、検査に関連するセンタ
ー内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、使用前自主検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、その結果を確認し、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていると認められる場合には、核燃料取扱主任者に通知した後、所長の承認（合格）を受ける。

二十一 保守点検を行つ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再処理事業者との共有に関すること。

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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再処理事業者との共有
・再処理規則第 17 条第 2 項第 21 号

○ メーカー等保守点検を行った事業者から得た保安に関する技術情報を、原子力事業者等の情報共有の場を活用して他の再処理事業者と共有し、東海再処理施設の保安を向上させるための措置が定められていること。

二十二
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。

21（保守作業後の措置）
第 198 条 センター内各課長、放射線管理部内各課長又は運転課長は、前条に定める保守作業が終了した場合は、当該設備が正常に復旧したことを確認する。
２ 施設保全第１課長、施設保全第２課長又は運転課長は、前条第４項に定める保守作業の結果を、担当課長に通知する。
３ センター内各課長又は運転課長は、前条第５項に定める保守作業の結果を、担当部長
又は工務技術部長に報告する。
４ 担当部長又は工務技術部長は、前項の報告を受けた場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
５ センター内各課長、放射線管理部内各課長及び運転課長は、第 197 条第１項及び同条第４項に定める保守作業により得られた保安に関する技術情報を他の再処理事業者と共有する。

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
・再処理規則第 17 条第 2 項第 22 号
① 東海再処理施設の保安の向上を図る観点から、不適合が発生した場合に当該不適合に関する情報を公開する基準が明確に定められていること。
② 情報の公開に関し、必要な事項が定められていること。

（品質マネジメント計画）
第 51 条の４ 再処理施設に関する保安活動を適切に実施するため、廃止措置計画の認可を受けた品質管理計画に基づき、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
（中略）
8.3 不適合管理
安全・核セキュリティ統括部長、センター長及び管理支援部門各部長は、不適合の処理に関する管理の手順及びそれに関する責任と権限を、本部は「不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領」に、センター長は｢不適合管理及び是正処置・未然防止処置規則｣に定め、次の事

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

項を管理する。
(1) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、所長、センター長、管理支援部門各部長、センター内各部長、センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、業務・再処理施設に対する要求事項に適合しない状況が放置され、運用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) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、所長、センター長、管理支援部門各部長、センター内各部長、センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、次のいずれかの方法により、不適合を処理する。
a)
不適合を除去するための処置を行う。
b） 不適合について、あらかじめ定められた手順により原子力の安全に及ぼす影響について評価し、当該業務や機器等の使用に関する権限を持つ者が、特別採用によって、その使用、リリース（次工程への引渡し）又は合格と判断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、その不適合による影響又は起こり得る影響に対して適切な処置をとる。
(3) 不適合を除去するための処置を施した場合は、要求事項への適合性を実証するための検証を行う。
(4) 安全・核セキュリティ統括部長、統括監査の職、契約部長、所長、センター長、管理支援部門各部長、センター内各部長、センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、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作成し、管理する（4.2.4 参照）。
(5) 所長は、再処理施設の保安の向上を図る観点から、事故故障等を含む不適合をその内容に応じて、不適合管理並びに是正処置及び未然防止処置要領に定める不適合の公開の基準に従い、情報の公開を行う。
(6) 安全・核セキュリティ統括部長は、前項の報告を受け、不適合に関する情報をホームペー
ジに公開する。
二十三

廃止措置の管理に関すること。

22

廃止措置の管理・再処理規則第 17 条第 2 項第 23 号
① 廃止措置の作業の計画、廃棄物の管理並びに廃止措置の実施の管理、評価及 ＜①について＞
び改善について、必要な事項が定められていること。
（廃止措置段階における運転及び保守管理に係る計画）
第 115 条 センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、品質マネジメント計画に基づき、運転及び保守管理に関する計画（廃止措置管理を含む。以下同じ。）を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 運転及び保守管理に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・規格等）(３) 運転及び保守管理に必要な要員及び設備(４) 運転及び保守管理に必要な要領書(５) 運転及び保守管理において、再処理施設の性能の維持のために行う設備の部品交換等の措置に係る以下の事項
イ) 再処理施設の性能の維持のために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品交換等の措
置及び検査の実施並びにそれらの記録を作成することロ) 経年変化により想定される事象等を検知するために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品に係る点検等の計画の策定及び当該事象等を検知した場合の措置（安全確保のための措置を含む。）を行うこと
ハ) あらかじめ想定していない劣化等により部品交換等が必要となった場合における第 198 条の５に基づく設計及び工事の計画の手続及び第 196 条に基づく検査の要否を確認すること
ニ) 保守に係る要領書に定めて交換できる部品等の判断に当たり技術部長の同意を得ること
ホ) その他、イ）からニ）までを適切に運用するために必要な事項(６) 運転監視に必要な設備とその監視項目

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再処理規則

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再処理施設

保安規定

(７) 前号に定める運転監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(８) 第６号に定める監視結果及び前号に定める検査結果の記録
３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認し、変更事項を運転及び保守管理に係る従業員へ周知する。
（廃止措置段階における運転及び保守管理の実施）
第 115 条の２ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、前条に定める計画に従い業務を実施するときは、次の各号に掲げる措置を講じる。
(１) 運転及び保守管理に必要な情報(運転計画、保守計画等)が利用できること(２) 運転及び保守管理に必要な設備の操作手順書が利用できること(３) 運転及び保守管理に必要な設備の第 195 条及び第 196 条に定める検査が実施されていること(４) 運転及び保守管理に必要な監視･測定が実施されていること。
(５) 第 120 条の当直長間の引き継ぎ、第 198 条の保守作業後の連絡などが実施されていること（廃止措置段階における運転及び保守管理に係る評価及び改善）
第 115 条の３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、運転及び保守管理に係る業務の実施結果を評価し、改善が必要と判断した場合には対策を講じること。
（廃止措置計画の軽微な変更）
第 198 条の３ センター長は、前条第 1 項の廃止措置計画の変更について、軽微な変更であると判断した場合は、その判断結果を所長に報告し、所長の承認を受ける。
（廃止措置計画の実施工程管理）
第 198 条の４ センター長は、廃止措置計画の廃止措置工程表に示す業務の実施状況を管理するため、必要な業務計画書を策定する。
２ センター長は、前項の業務計画書に基づき実施状況を確認し、廃止措置工程に影響する業務の遅れが生じた場合など、廃止措置計画の変更が必要であると判断した場合は、第 198 条の２又は前条に基づき廃止措置計画の変更に係る必要な措置を講ずる。
② 廃止措置期間中の再処理施設において施設の保全のために行う点検、試験、 ＜②について＞
検査、補修、取替え、改造等の保守管理における必要な手順が定められてい第Ⅲ編 廃止措置段階における運転管理
ること。

第４章

施設の管理

（廃止措置段階における運転及び保守管理に係る計画）
第 115 条 センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、品質マネジメント計画に基づき、運転及び保守管理に関する計画（廃止措置管理を含む。以下同じ。）を実行に適した様式で策定し、文書化する。
２ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、前項の計画策定に当たっては、次の各号に掲げる事項を明確にする。
(１) 運転及び保守管理に関する品質目標(２) 前号の目標を達成するために必要な要求事項（適用される法律・基準・規格等）(３) 運転及び保守管理に必要な要員及び設備(４) 運転及び保守管理に必要な要領書(５) 運転及び保守管理において、再処理施設の性能の維持のために行う設備の部品交

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再処理施設

保安規定

換等の措置に係る以下の事項
イ) 再処理施設の性能の維持のために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品交換等の措
置及び検査の実施並びにそれらの記録を作成することロ) 経年変化により想定される事象等を検知するために行う、第Ⅲ－1－(1)表に示す部品に係る点検等の計画の策定及び当該事象等を検知した場合の措置（安全確保のための措置を含む。）を行うこと
ハ) あらかじめ想定していない劣化等により部品交換等が必要となった場合における第 198 条の５に基づく設計及び工事の計画の手続及び第 196 条に基づく検査の要否を確認すること
ニ) 保守に係る要領書に定めて交換できる部品等の判断に当たり技術部長の同意を得ること
ホ) その他、イ）からニ）までを適切に運用するために必要な事項(６) 運転監視に必要な設備とその監視項目(７) 前号に定める運転監視設備の検査（方法、頻度及び判定基準）(８) 第６号に定める監視結果及び前号に定める検査結果の記録
３ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項に定める計画について、次の各号に掲げる事項を事前に評価し、必要であれば改善し、その結果を記録する。
(１) 業務に対する要求事項を定めていること(２) 要求事項が以前と異なる場合は、その処置がなされていること(３) 要求事項を達成するために必要な資源を有していること
４ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、要求事項が書面で示されない場合には、要求事項を確認すること。
５ センター長、放射線管理部長及び工務技術部長は、業務に対する要求事項が変更されたことに伴い計画を変更する場合には、品質マネジメントシステム全体の体系と矛盾なく整合が取れていることを確認し、変更事項を運転及び保守管理に係る従業員へ周知する。
（運転開始前及び停止後の措置）
第 182 条 センター内各部長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設の運転開始前及び停止後、その所掌する施設を点検し、異常のないことを確認する。
（施設管理方針及び施設管理目標の策定）
第 183 条 所長は、第 51 条の４ 5.3 に基づき理事長が定める施設管理方針に従って、達成すべき研究所の施設管理の目標（以下「施設管理目標」という。）を定める。
２ 所長は、定期に及び必要に応じて、研究所の施設管理目標の評価を行い、必要に応じて見直しを実施する。
３ センター長及び管理支援部門各部長は、第１項の研究所の施設管理目標を踏まえ、達成すべ
き再処理施設及び施設管理の重要度が高い系統について定量的に定める施設管理目標を定める。
４ センター長及び管理支援部門各部長は、前項に定める施設管理目標を定めるに当たり、核燃料取扱主任者の同意を得る。
５ センター長及び管理支援部門各部長は、定期に及び必要に応じて、施設管理目標の評価を行い、必要に応じて見直しを実施する。
（再処理施設の施設管理実施計画）
第 183 条の２ センター長及び管理支援部門各部長は、前条に規定する施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた施設管理の実施に関する計画（以下「施設管理実施計画」という。）
を策定する。
（１） 施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。
（２） 再処理施設の設計及び工事に関すること。
（３） 再処理施設の巡視（再処理施設の保全のために実施するものに限る。）に関すること。
（４） 再処理施設の点検、検査等（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（再処理施設の操作中及び停止中の区別を含む（廃止措置計画の認可を受けたものを除く。）。）に関すること。
（５） 再処理施設の工事及び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

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再処理規則

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再処理施設

保安規定

と。
（６） 再処理施設の設計、工事、巡視及び点検等の結果の確認及び評価の方法に関すること。
（７） 前号の確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。）に関すること。
（８） 再処理施設の施設管理に関する記録に関すること。
２ センター長及び管理支援部門各部長は、それぞれ所掌する設備・機器（性能維持施設に限る。）
について、次の各号に掲げる事項を整理した設備保全整理表（施設管理実施計画に定める事項のうち、再処理施設の工事の方法及び時期に関する事項、再処理施設の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期に関する項について、設備・機器単位で整理した表）及び検査要否整理表（施設管理実施計画に定める事項のうち、再処理施設の検査の方法に関する事項について、「再処理施設の技術基準に関する規則」（以下｢技術基準｣という。）の条項単位で整理した表）を策定する。
（１） 再処理施設の工事の方法及び時期（２） 再処理施設の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期
３ センター長及び管理支援部門各部長は、再処理施設の操作を相当期間停止する場合その他
再処理施設がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該再処理施設の状態に応じて、特別な施設管理実施計画、特別な設備保全整理表及び検査要否整理表を定める。
４ センター長及び管理支援部門各部長は、第１項に定める計画、第２項に定める整理表及び第３項に定める特別な計画等を策定するに当たり、核燃料取扱主任者の同意を得る。
５ センター長及び管理支援部門各部長は、所掌する設備・機器について、施設管理実施計画及び設備保全整理表及び検査要否整理表に定めるところにより、保全活動を実施する。
６ センター長及び管理支援部門各部長は、所掌する設備・機器について、保全活動（工事、巡視、点検及び検査に関する事項に限る。）の有効性評価を定期事業者検査の都度及び必要に応じて行い、必要と認める場合には改善を行う。
（施錠弁）
第 184 条 施設管理部長及び環境保全部長は、第Ⅲ－16 表に定める施錠弁を操作する者を指定する。
２ 当直長は、前項に定める指定者以外の者に第Ⅲ－16 表に定める施錠弁の操作を行わせない。
３ 担当課長は、施錠弁の施錠状態を毎日１回以上点検し、施錠状態で作動しないことを
１年ごとに確認する。
（グローブボックス等）
第 185 条 センター内各課長は、グローブボックス、サンプリングベンチ及び分析セルラ
イン等を操作する者（以下「グローブボックス作業従事者」という。）を指定する。
２ グローブボックス作業従事者以外の者は、グローブボックス、サンプリングベンチ及び分析セルライン等を操作しない。
ただし、センター内各課長が特に指定する操作については、この限りでない。
３ グローブボックス作業従事者は、核燃料物質等をグローブボックス、サンプリングベ
ンチ及び分析セルライン等の定められた出入口以外の出入口から搬出しない。
ただし、センター内各課長が特に認めた場合は、この限りでない。
４ 前項ただし書きの規定により、搬出を行った場合は、当該搬出に係る汚染の有無の確認等、必要な放射線防護上の措置を行う。
（扉類の開閉）第 186 条 区域管理者は、トラックエアロック等の扉類の開閉を行う者を指定する。
２ 区域管理者又は当直長は、前項に定める指定者以外の者にトラックエアロック等の扉類の操作を行わせない。
３ センター内各課長は、通常閉鎖している扉を開ける場合は、区域管理者及び放射線管理第２課長の了承を得るとともに、換気設備の担当区分に応じてガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長又は施設保全第１課長の了承を得る。
ただし、緊急時において退避のため定められた扉を開ける場合は、この限りでない。

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再処理規則

核サ研（再処理施設）保安規定審査基準

再処理施設

保安規定

（除 染）
第 187 条 センター内各課長は、必要に応じて機器等の除染を行う。
２ 除染は、各建家又は除染場で行う。
３ 除染は、第 95 条、第 96 条、第 99 条及び第 100 条の規定に従って行う。
（洗 濯）
第 188 条 センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、施設保全第１課長に管理区域
内着用後の衣類の洗濯を依頼する場合は、汚染がないことを確認する。
２ 施設保全第１課長は、再処理施設管理区域内着用後の衣類の回収又は洗濯に当たり、仕分け及び汚染の測定等を行う。
（ユーティリティの確保）
第 189 条 ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長、施設保全第１課長、施設保全第２課長及び運転課長は、担当区分に応じて電気、圧空、冷却水、冷水、蒸気、浄水等、再処理施設の運転に必要なユーティリティを確保する。
２ ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長、施設保全第１課長、施設保全第２課長及び運転課長は、ユーティリティの供給に異常を認めた場合、又は異常が発生するおそれがある場合は、直ちに必要な措置を講ずる。
３ ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長、施設保全第１課長又は施設保全第２課長は、ユーティリティ設備の点検又は補修等により、ユーティリティの供給を停止することが必要となった場合は、センター長又は当直長の承認を受ける。
４ 運転課長は、ユーティリティ設備の点検又は補修等により、ユーティリティの供給を停止することが必要となった場合は、ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設
課長、施設保全第１課長又は施設保全第２課長と協議し、センター長又は当直長の承認を受ける。
５ センター長又は当直長は、第３項及び前項の承認を行う場合は、核燃料取扱主任者の同意を得る。
（受変電設備及び非常用電源）
第 190 条 運転課長は、受変電設備及び非常用発電機がその機能を維持していることを定期的に確認する。なお、非常用発電機は、各給電系統について常時２台が動作可能な状態であること。
２ 運転課長は、再処理施設に係る受変電設備及び非常用発電機に異常を認めた場合は、直ちに必要な措置を講ずるとともに、センター長又は当直長に報告する。
３ センター長又は当直長は、前項の報告を受けた場合は、再処理施設の保安に関して、必要な措置を講ずるとともに、核燃料取扱主任者に報告する。
４ 施設保全第２課長及び前処理施設課長は、無停電電源装置がその機能を維持していることを定期的に確認する。
５ 施設保全第２課長及び前処理施設課長は、無停電電源装置に異常を認めた場合は、直ちに正常な状態に復旧させるための措置を講ずる。
（換 気）第 192 条 ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長及び施設保全第１課長は、建家及びセルの負圧バランスが維持されていることを定期的に確認する。
２ ガラス固化管理課長、前処理施設課長、転換施設課長及び施設保全第１課長は、負圧バランスの異常を認めた場合は、ダンパーの調整等、負圧バランスを復旧するための措置を講ずる。
３ 施設保全第１課長は、分離精製工場及び高放射性廃液貯蔵場のセル換気系のフィルタ(207F58～F67､207F72～F77､272F033～F040)を交換した場合は、フィルタが正常に取り付けられていることを確認する。
４ 転換施設課長は、プルトニウム転換技術開発施設のセルグローブボックス換気系のフィルタ(P07F71～F77)を交換した場合は、フィルタが正常に取り付けられていることを確認する。
５ ガラス固化管理課長は、ガラス固化技術開発施設のセル換気系のフィルタ（G07F80.1

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～F80.10、G07F82.1～F82.4、G07F83.1～F83.2、G07F84.1～F84.4）を交換した場合
は、フィルタが正常に取り付けられていることを確認する。
（放射線管理用機器等の整備等）
第 193 条 放射線管理部長は、第Ⅲ－17－(１)表に定める放射線管理用機器及び第Ⅲ－17－(２)表に定める排水モニタリング設備を常備する。
２ 放射線管理第２課長は、放射線管理用機器の作動状況について、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては毎日１回以上、その他のものにあっては、毎月１回以上点検し、正常に作動させることができないと認めた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 放射線管理第２課長は、前項において正常に作動させることができない場合は応急の措置を講じ、線量計測課長に正常に作動させるための措置を講ずるよう依頼するとともに、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、速やかに正常に作動させることができないと判断した場合は、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長
又は当直長に通知する。
４ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
５ 線量計測課長は、第３項の依頼を受けた場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
６ 線量計測課長は、前項の措置の結果を放射線管理第２課長に通知する。
７ 放射線管理第２課長は、第３項の措置の結果については、放射線管理部長及び当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長に通知する。
８ 当該施設に関連するセンター内各部長又は当直長は、前項の通知があった場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
９ 環境監視課長は、排水モニタリング設備を正常に作動させることができないと認めた
場合は、速やかに正常に作動させるための措置を講ずる。
10 環境監視課長は、前項において正常に作動させることができない場合は、応急の措置を講ずる。また、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす場合は、放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
11 環境監視課長は、前項の報告に対する措置の結果については、放射線管理部長、セン
ター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
（放射線管理用機器等の検査等）
第 194 条 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリ
ング設備について新たに使用する場合は使用前に、その後は 1 年ごとに検査及び校正を行う。
２ 線量計測課長及び環境監視課長は、前項の検査又は校正を行った結果、正常に作動させることができないと認めた場合は、正常に作動させるための措置を講ずる。
３ 線量計測課長は、前項において放射線管理用機器を正常に作動させることができない
場合は応急の措置を講ずるとともに、定置式モニタ設備及び臨界警報装置にあっては、その旨を放射線管理第２課長に通知する。
４ 放射線管理第２課長は、前項の通知を受けた場合は、その旨を放射線管理部長及びセンター内各部長に報告する。
５ センター内各部長は、前項の報告を受けた場合は、その旨をセンター長及び核燃料取扱主任者に報告するとともに、原因の調査及び復旧に際し、放射線管理第２課長に協力する。
６ 環境監視課長は、第２項において排水モニタリング設備を正常に作動させることができない場合は応急の措置を講ずるとともに、測定を行えず、かつ、放出に影響を及ぼす
場合は、その旨を放射線管理部長、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
７ 線量計測課長は、放射線管理用機器について、環境監視課長は、排水モニタリング設
備について修理をした場合はそのつど校正を行う。
８ 線量計測課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、その結果を記録するとともに、放射線管理第２課長に通知する。
９ 環境監視課長は、第１項、第２項及び第７項の検査、校正又は修理を行った場合は、

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その結果を記録する。
（定期事業者検査）
第 195 条 品質保証課長は、再処理施設の定期事業者検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 定期事業者検査計画
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び実施体制
ハ 予定期間ニ 定量的な施設管理目標（２） 定期事業者検査要領
イ 対象となる施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第Ⅲ—18 表から第Ⅲ-21 表に掲げる担当設備について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。なお、施設管理部長は、臨界警報装置又は無停電電源装置（臨界警報装置に給電するもの。）の定期事業者検査（無停電電源装置の性能検査は除く。）に際しては、施設の運転の停止及び工程内の核燃料物質の移動禁止の措置を講ずる。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を実施し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は第３項の確認を得たときは、検査に関連するセン
ター内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、定期事業者検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、核燃料取扱主任者に通知した後、所長へ報告する。
（使用しない設備に係る点検）
第 195 条の２ 施設管理部長及び環境保全部長は、第Ⅲ－22 表に掲げる機器について、点検を実施する。
２ 施設管理部長及び環境保全部長は、前項に掲げる点検が終了した後、センター長へ報告する。
（使用前自主検査）
第 196 条 品質保証課長は、再処理施設の使用前自主検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 使用前自主検査計画
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の内容
ハ 予定期間（２） 使用前自主検査要領
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件

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ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に関する工事について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を行い、その工事が第 198 条の５第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていることを確認し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は前項の確認を得たときは、検査に関連するセンタ
ー内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、使用前自主検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、その結果を確認し、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていると認められる場合には、核燃料取扱主任者に通知した後、所長の承認（合格）を受ける。
（保 守）
第 197 条 センター内各課長、放射線管理部内各課長及び運転課長は、第 115 条の２の保守管理、第 183 条の２に規定する施設管理実施計画に定める巡視及び点検並びに前条に定める検査及び校正の結果、異常を認めた場合は、速やかに設備を正常な状態に復旧させる。
２ センター内各課長は、前項の場合において、正常な状態に復旧させることができない
場合は、応急の措置を講じ、施設保全第１課長、施設保全第２課長又は運転課長に復旧を依頼する。
３ センター内各課長は、施設保全第１課長、施設保全第２課長又は運転課長に保守作業を依頼する場合は、当該施設並びに関連する施設及び設備の保安上の措置を講ずる。
４ 施設保全第１課長、施設保全第２課長又は運転課長は、第２項に定める依頼を受けた
場合は、必要な保守作業を実施し、速やかに設備を正常な状態に復旧させる。
５ センター内各課長又は運転課長は、第１項及び第４項に定める保守作業が保安上特に重要と判断した場合は、担当部長又は工務技術部長の承認を受ける。
６ 担当部長又は工務技術部長は、前項の承認を行う場合は、核燃料取扱主任者の同意を得る。
７ 担当部長又は工務技術部長は、第５項の承認をした場合は、センター長に報告する。
（保守作業後の措置）
第 198 条 センター内各課長、放射線管理部内各課長又は運転課長は、前条に定める保守作業が終了した場合は、当該設備が正常に復旧したことを確認する。
２ 施設保全第１課長、施設保全第２課長又は運転課長は、前条第４項に定める保守作業の結果を、担当課長に通知する。
３ センター内各課長又は運転課長は、前条第５項に定める保守作業の結果を、担当部長
又は工務技術部長に報告する。
４ 担当部長又は工務技術部長は、前項の報告を受けた場合は、センター長及び核燃料取扱主任者に報告する。
５ センター内各課長、放射線管理部内各課長及び運転課長は、第 197 条第１項及び同条第４項に定める保守作業により得られた保安に関する技術情報を他の再処理事業者と共有する。
（使用前自主検査）
第 196 条 品質保証課長は、再処理施設の使用前自主検査を実施しようとするときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした検査計画書及び検査要領書を策定し、核燃料取扱主任者の同意を得る。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、第１号ハの予定期間

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再処理施設

保安規定

の変更その他施設の安全性に影響しない軽微な変更については、この限りでない。
（１） 使用前自主検査計画
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の内容
ハ 予定期間（２） 使用前自主検査要領
イ 検査をする施設、設備、装置、機器等の名称
ロ 検査の項目及び検査場所
ハ 検査前条件
ニ 検査の方法及び検査手順
ホ 検査の判定基準
２ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に関する工事について、品質保証課長の求めに応じ、前項の検査に必要な情報を提供する。
３ 品質保証課長は、検査計画書及び検査要領書に従い検査を行い、その工事が第 198 条の５第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていることを確認し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主任者の確認を得る。
４ 品質保証課長は、第１項の同意又は前項の確認を得たときは、検査に関連するセンタ
ー内各課長又は管理支援部門内各課長に通知する。
５ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、前項の通知を受けたときは、センター
内各部長又は管理支援部門各部長に通知する。
６ センター内各課長及び管理支援部門内各課長は、使用前自主検査が終了したとき、その結果をセンター内各部長又は管理支援部門各部長に報告する。
７ センター内各部長及び管理支援部門各部長は、前項の報告を受けたときは、センター長へ報告する。
８ センター長は、前項の報告を受けたときは、その結果を確認し、第 198 条の５条第３項の承認を受けた設計及び方法に従って行われていると認められる場合には、核燃料取扱主任者に通知した後、所長の承認（合格）を受ける。
（工事に係る設計及び工事の計画の管理）
第 198 条の５ センター内各部長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設に係
る工事について、廃止措置計画を変更して実施する必要があると判断した場合は、工事に着手する前に、第 198 条の２に基づき廃止措置計画の変更に係る必要な措置を講ずる。
２ センター内各部長、放射線管理部長及び工務技術部長は、再処理施設の性能維持施設の工事に着手する前に、設計及び工事の計画(溶接設計及び溶接施工法を含む。)について、次の事項を明確にし、文書化する。
(１) 再処理施設の区分並びに設計及び工事の計画イ）変更の概要ロ）準拠すべき法令、基準及び規格
ハ）設計の基本方針
ニ）設計条件及び仕様
ホ）工事の方法(工事の手順、工事フロー、試験・検査内容、工事上の安全対策、溶接設計及び溶接施工法を含む。)(２) 設計及び工事に係る品質マネジメントシステム(３) 変更に係る工事工程表(４) 変更の理由(５) 添付書類イ）技術基準に適合していることを計算によって説明した書類その他の当該変更に係る設計及び工事の計画が技術基準に適合していることを説明した書類又は廃止措置計画に定める内容に適合していることを説明した書類ロ）変更に係る設計及び工事の計画が再処理の事業の指定若しくは再処理の事業の許可を受けたところ又は再処理の事業の変更を届け出たところによるものであることを説明した書類
３ センター長は、前項の書類について再処理施設安全専門委員会に諮問し、その結果について、次の各号に掲げる事項に適合していることを確認し、所長の承認を受ける。

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再処理施設

保安規定

(１) 廃止措置計画の認可若しくは変更の認可又は軽微な変更を届け出たところによるものであること(２)
技術基準に適合又は廃止措置計画に定める内容に適合していること
二十四
その他再処理施設又は廃止措置に係る保安に関し必要な事項

23 その他必要な事項
・再処理規則第 17 条第 2 項第 24 号
① 日常のＱＭＳに係る活動の結果を踏まえ、必要に応じ、再処理施設に係る保安に関し必要な事項を定めていること。

＜①について＞（救 護）
第 59 条 センター長、放射線管理部長又は工務技術部長は、従業員の負傷又は放射線障害が発生した場合、あるいは発生するおそれのある場合は、直ちに救急措置を講ずるとともに、外部医療機関への搬送が必要と認めた場合は、救急機関に通報する。
（ホワイト区域）
第 78 条 センター内各部長又は放射線管理部長は、保全区域の内であって、管理区域に隣接し、特に管理を必要とする場所をホワイト区域として指定する。
２ 前項に定めるホワイト区域は、第Ⅱ－１図に示す。
（区域管理者）
第 80 条 センター内各部長又は放射線管理部長は、再処理施設の管理区域等について、区域管理者を置き、再処理施設の保安の確保に努める。
２ 区域管理者は、センター内各課長及び放射線管理部内各課長が行う第 65 条、第 96 条
及び第 99 条に定める事項について、所掌する区域の作業の実施と作業計画の調整について指導し、区域の安全確保に努める。
（防護具の維持）第 111 条 センター長は、管理区域内作業に必要な防護具を備える。
２ センター内各課長及び放射線管理部内各課長は、使用する防護具について年１回以上検査し、その機能を正常に維持する。
３ 放射線管理第２課長は、前項の機能の維持に当たってはセンター内各課長又は放射線管理部内各課長に協力する。

② 保安規定を定める「目的」が、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染され ＜②について＞た物による災害の防止を図るものとして定められていること。
（目 的）
第１条 この規定は、「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「原子炉等規制法」という。）第 50 条第１項の規定に基づき、理事長が廃止措置段階にある国立研究開
発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設（以下「再処理施設」という。
）に係る保安について定め、使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染された物（以下「使用済燃料等」という。
）による災害の防止を図ることを目的とする。

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