第２編（５号炉及び６号炉に係る保安措置）

第１章 総則（目的）第１条
この規定第２編は，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６４条の３第１項の規定に基づき，福島第一原子力発電所５号炉及び６号炉に係る発電用原子炉施設（本編において，以下「原子炉施設」という。）の保安のために必要な措置（以下「保安活動」という。）を定め，核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物（以下「核燃料物質等」という。）又は発電用原子炉（以下「原子炉」という。）による災害の防止を図ることを目的とする。

Ⅲ-2-1-1

（基本方針）第２条
当社は，７項目の回答等※で約束した内容を遵守する。遵守にあたっては，「福島第一原
子力発電所の基本姿勢」（以下「基本姿勢」という。）を定める。
福島第一原子力発電所における保安活動は，基本姿勢に則り，放射線及び放射性物質の放出による従業員及び公衆の被ばくを，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の低い水準に保つとともに，災害の防止のために，健全な安全文化を育成し，及び維持する取り組みを含めた，適切な品質保証活動に基づき実施する。
保安活動における基本姿勢は，以下のとおり。
【福島第一原子力発電所の基本姿勢】
社長は，福島第一原子力発電所事故を起こした当事者のトップとして，福島第一原子力発電所が既に放射線による被ばくや放射性物質の拡散が発生し得る環境であることを踏まえ，これらの防止に先手を打っていくためにリーダーシップを発揮し，福島第一原子力発
電所の廃炉を安全最優先で，かつ着実にやり遂げる。
その実現にあたっては，当社は地元の要請に真摯に向き合い，決して独りよがりにはな
らずに，地元の方々の安心につながるよう対話を重ね，主体性を持って福島第一原子力発
電所の廃炉を進めていく。
１．社長は，福島第一原子力発電所事故を起こした当事者の責任を果たすために，福島第一原子力発電所の廃炉を主体的，計画的かつ着実に進めていく。
・当社は，福島第一原子力発電所の廃炉に必要なエンジニアリングを主体的に実施できるように，社内外の支援を得ながら，人材の確保・育成及び組織・体制の整備並
びにプロジェクトマネジメントやリスク管理の仕組みの構築等を継続的に進化させ，
エンジニアリング能力を向上させていく。
・当社は，廃炉全体の主要な作業プロセスを示した「廃炉中長期実行プラン」を主体的に定め，これを着実に実行する。
・当社は，福島の復興のために，「復興と廃炉の両立に向けた福島の皆さまへのお約束」
に従い，地元での廃炉関連産業の活性化，雇用や技術の創出及び人材輩出に積極的に取り組む。
２．当社は，福島第一原子力発電所の廃炉に必要な資金について，「廃炉等積立金制度」に基づく「廃炉等積立金の取戻しに関する計画」を，主務大臣に承認を受け，確実に確保する。

Ⅲ-2-2-1

３．当社は，いかなる経済的要因があっても廃炉に必要な資金を確保し，安全を最優先した上で，廃炉作業の進捗に応じ，全体最適の観点から優先順位付けを行い，福島第一原
子力発電所の廃炉を進める。
４．社長は，不確実・未確定な段階でも，重大なリスクを確実かつ速やかに把握し，安全を最優先した経営上の判断を行い，当社はその内容を社会に速やかに発信する。
また，社長主導のもと，福島第一原子力発電所の事故の原因究明，事故の進展解明につながるような調査や現場保存に取り組み，他の原子力施設の安全性の向上に貢献する。
５．当社は，原子力災害対策特別措置法に基づく原子力緊急事態が未だ福島第一原子力発
電所で継続していることを踏まえ，原子力安全・作業安全・設備安全等の観点から，放射線による被ばくや放射性物質の拡散を防止しつつ，廃炉を計画的に進めるために，以下の取り組みを主体的かつ継続的に実施する。
・放射線管理を確実に実施し，廃炉作業に従事する従業員や作業員の被ばくを合理的に可能な限り低減する。
・現場の作業環境に配慮した放射性物質の拡散や飛散防止策を講じるとともに，放射線量や放射能濃度のモニタリング及び分析を継続的かつ確実に実施する。
・現場からの提案，リスク情報の活用，世界中の原子力施設の廃止措置や運転経験の収集，技術開発動向の注視，国内外の団体・企業からの学びを活用する。
・新たな事故の発生に備えた訓練を継続的に実施する。
６．社長は，福島第一原子力発電所事故を起こした当事者のトップとして福島第一原子力発電所の廃炉に対し，全社をあげて取り組む責任を担う。
特に，長期にわたる廃炉を支える人材については，社内外から必要な人材を確保するとともに，その育成に努める。
７．当社は，福島第一原子力発電所の廃炉の現場は常に変化していることから，現場の状況及び想定し得るリスクも日々変化していくことを認識し，最新の現場環境を把握し，常にリスクの抽出に取り組む。
また，福島第一原子力発電所内外の関係部門からの意見や知見，情報等を一元的に把握・共有し改善しながら，福島第一原子力発電所の安全と品質を高めていく。
※：７項目の回答等とは，原子力規制委員会が示した７つの基本的な考え方，それに対し当社が２０１７年８月２５日原子力規制委員会に提出した回答文書（別添１）及び同
年８月３０日第３３回原子力規制委員会での議論をいう。

Ⅲ-2-2-2

（関係法令及び保安規定の遵守）
第２条の２
社長は，第２条に係る保安活動を実施するにあたり，関係法令及び保安規定の遵守が確実に行われるよう，基本方針を定めるとともに，必要に応じて基本方針の見直しを行う。
２．廃炉・汚染水対策最高責任者及び内部監査室長は，関係法令及び保安規定の遵守が確実に行われるようにするため，「法令等の遵守に係る活動基本マニュアル」を定め，これに基づき次の事項を実施する。
（１）第１項の基本方針に基づき，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動計画を年度毎に策定する。
（２）第３項の関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動状況を評価し，その結果を社長に報告し，必要に応じて指示を受ける。
（３）（２）の活動状況の評価結果及び指示を，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動計画に反映する。
３．第４条の組織は，第２項（１）の活動計画に基づき，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動を実施する。

Ⅲ-2-2 の 2-1

第２条の３削除

Ⅲ-2-2 の 3-1

第２章 品質保証（品質マネジメントシステム計画）
第３条
第２条に係る保安活動のための品質保証活動を実施するにあたり，以下のとおり品質マ
ネジメントシステム計画を定める。
【品質マネジメントシステム計画】
1. 目的
本品質マネジメントシステム計画は，福島第一原子力発電所（以下「発電所」という。
）の安全を達成・維持・向上させるため，「原子力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及び同規則の解釈」（以下「品質管理基準規則」という。
）
に従って，発電所における保安活動に係る品質マネジメントシステム（以下「品質マネジ
メントシステム」という。
）を確立し，実施し，評価確認し，継続的に改善するとともに，安全文化及び安全のためのリーダーシップによって原子力の安全を確保することを目的とする。
2. 適用範囲
本品質マネジメントシステム計画は，発電所の保安活動に適用する。
3. 用語の定義
以下を除き品質管理基準規則の定義に従う。
(1) 特定原子力施設：福島第一原子力発電所を構成する構築物，系統及び機器等の総称(2) ニューシア：原子力施設の事故又は故障等の情報並びに信頼性に関する情報を共有し活用することにより，事故及び故障等の未然防止を図ることを目的として，一般社団法
人 原子力安全推進協会が運営するデータベース（原子力施設情報公開ライブラリー）のことをいう。
(3) BWR 事業者協議会：国内 BWR プラントの安全性及び信頼性を向上させるために，電力会社とプラントメーカーとの間で情報を共有し，必要な技術的検討を行う協議会のことをいう。
（以下，本条及び第１０７条において同じ。
）

Ⅲ-2-3-1

4. 品質マネジメントシステム
4.1 一般要求事項(1) 第４条（保安に関する組織）に定める組織（以下「組織」という。）は，本品質マネジ
メントシステム計画に従って，品質マネジメントシステムを確立し，文書化し，実施し，かつ，維持する。また，その品質マネジメントシステムの実効性を維持するため，継続的に改善する。
(2) 組織は，保安活動の重要度に応じて，品質マネジメントシステムを確立し，運用する。
この場合，以下の事項を適切に考慮し，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（以下「重要度分類指針」という。
）を参考として，品質マネジメン
トシステム要求事項の適用の程度についてグレード分けを行う。
a) 業務・特定原子力施設又は組織の重要度及びこれらの複雑さの程度
b) 特定原子力施設の品質又は業務に関連する原子力安全に影響を及ぼすおそれのある
もの及びこれらに関連する潜在的影響の大きさc) 機器等の故障若しくは通常想定されない事象の発生又は業務が不適切に計画され，若しくは実行されたことにより起こり得る影響(3) 組織は，保安活動の重要度に応じて，資源の適切な配分を行う。
(4) 組織は，特定原子力施設に適用される法令・規制要求事項を明確に認識し，「文書及び記録管理基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき各基本マニュアル等に明記する（7.2.1 参照）。
(5) 組織は，品質マネジメントシステムに必要なプロセスを明確にするとともに，そのプロセスを組織に適用することを「原子力品質保証規程」に定め，次の事項を実施する。
a) プロセスの運用に必要な情報及び当該プロセスの運用により達成される結果を明確にする。
b) これらのプロセスの順序及び相互関係（組織内のプロセス間の相互関係を含む。）を
図１のとおりとする。
c) これらのプロセスの運用及び管理のいずれもの実効性の確保に必要なパフォーマン
スを示す指標（Performance Indicator）（以下「PI」という。），並びに判断基準及び方法を明確にする。
d) これらのプロセスの運用並びに監視及び測定に必要な資源及び情報を利用できる体制を確保する。これには，責任及び権限の明確化を含める。
e) これらのプロセスの運用状況を監視し，適用可能な場合には測定し，分析する。
f) これらのプロセスについて，計画の目的を達成するため，かつ，実効性を維持するために必要な処置（プロセスの変更を含む。）をとる。
g) これらのプロセス及び組織を品質マネジメントシステムとの整合がとれたものにする。

Ⅲ-2-3-2h) 原子力安全とそれ以外の事項において意思決定の際に対立が生じた場合には，原子力安全が確保されるようにする。これには，セキュリティ対策が原子力安全に与える潜在的な影響と，原子力安全に係る対策がセキュリティに与える潜在的な影響を特定し，解決することを含む。
(6) 組織は，安全文化として目指している状態を含め「健全な安全文化の育成及び維持に係る基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」を定めるとともに，技術的，人的及び組織的な要因の相互作用を適切に考慮して，効果的な取り組みを通じて，健全な安全文化を育成し，及び維持する。
(7) 組織は，業務・特定原子力施設に係る要求事項（法令・規制要求事項を含む。）への適合に影響を及ぼすプロセスを外部委託することを決めた場合には，当該プロセスの管理を確実にする。

Ⅲ-2-3-3

運営管理プロセス（4.，5．参照）
方針管理プロセス（5.参照）

調達管理プロセス
（ 7.4
参照）

運転管理，
燃料管理，
放射性廃棄物管理，
放射線管理，
施設管理，
緊急時の措置，
廃止措置，法令等の遵守，健全な安全文化の育成及び維持の各プロセス

設計・開発プロセス
（ 7.3
参照）

資源の運用管理プロセス

インフラストラクチャ，環境管理プロセス（

参照）
6.2

参照）
4.2

参照）
8.2.2

教育・ 訓練プロセス（

評価プロセス

内部監査プロセス（

運営管理プロセス（ 4.,5.
参照）

文書・記録管理プロセス（

業務の計画及び実施プロセス（7．参照）

参照）
6.3,6.4

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

改善プロセス（8.3，8.5.1，8.5.2，8.5.3 参照）

図１．品質マネジメントシステムにおけるプロセス間の相互関係
4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1 一般
品質マネジメントシステムの文書として以下の事項を含める。これらの文書は，保安活動の重要度に応じて作成し，当該文書に規定する事項を実施する。また，これらの文書体系を図２に，各マニュアルと各条文の関連を c)及び d)の表に示す。なお，記録は適正に作成する。
a) 品質方針及び品質目標b) 原子力品質保証規程

Ⅲ-2-3-4

c) 品質管理基準規則が要求する“手順書等” である以下の文書及び記録
第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の

名

称

管理箇所

関連条項

4.2，7.2.2

4.2，7.2.2

文書及び記録管理基本マニュアル（福島第一廃炉推進
カンパニー）

原子力安全・統括部

8.2.2，8.5.1

8.2.2，8.5.1

原子力品質監査基本マニュアル

内部監査室

8.3，8.5.1， 8.3，8.5.1， 不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュア
8.5.2，8.5.3 8.5.2，8.5.3 ル（福島第一廃炉推進カンパニー）

原子力安全・統括部d) 組織内のプロセスの実効的な計画，運用及び管理を確実に実施するために，必要と決定した文書及び記録①以下の文書
第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の

名

称

管理箇所

関連条項

5.4.1，8.2.1，5.4.1，8.2.1， セルフアセスメント実施基本マニ
8.2.3，8.4， 8.2.3，8.4， ュアル（福島第一廃炉推進カンパニ
8.5.1
8.5.1
ー）

第3条以外の関連条文

原子力安全・統括部－

原子力リスク管理基本マニュアル

プロジェクトマネジ
メント室

－
－

5.4.2

5.4.2

5.4.2，7.1

5.4.2，7.1

変更管理基本マニュアル

業務統括室

5.5.4

5.5.4

保安管理基本マニュアル

廃炉安全・品質室

5.6，8.5.1

5.6，8.5.1

マネジメントレビュー実施基本マ
ニュアル

業務統括室

6.2

6.2

教育及び訓練基本マニュアル（福島
第一廃炉推進カンパニー）

原子力人財育成センター

第 118 条～第 120 条

燃料管理基本マニュアル

プール燃料取り出しプログラム部

第55条，第72条，第79
条，第80条，第85条，第86条，第103条，第104条，第120条

放射性廃棄物管理基本マニュアル

防災・放射線センター第 87 条 ～ 第 90 条 ， 第120条

建設・運用・保守センター

第90条，第102条，第107条，第120条

放射線管理基本マニュアル

防災・放射線センター第 92 条 ～ 第 99 条 ， 第100 条 ～ 第 106 条 ， 第120条

原子力災害対策基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）

原子力運営管理部

第108条～第117条

6.3，6.4， 6.3，6.4，
7.1，7.2.1， 7.1，7.2.1，
施設管理基本マニュアル
7.5，7.6
7.5，7.6

Ⅲ-2-3-5

第 6 条～第 9 条の 3
－

第3条の
関連条項

原子力品質
保証規程の

名

称

第3条以外の

管理箇所

関連条文

関連条項

建設・運用・保守センター

第7条，第11条の3，第12 条 ～ 第 15 条 ， 第 17条，第17条の2，第55
条，第59条，第61条，
第62条，第64条，第66
条，第72条～第77条，第87条，第94条，第95条，第120条，第121条

法令等の遵守に係る活動基本マニ
ュアル

業務統括室

第2条の2

健全な安全文化の育成及び維持に係る基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）

原子力安全・統括部－

外部コミュニケーション基本マニュアル

プロジェクトマネジ
メント室－

設計管理基本マニュアル

計画・設計センター－

調達管理基本マニュアル

計画・設計センター－

原子燃料調達基本マニュアル

プール燃料取り出しプログラム部－

検査及び試験基本マニュアル

廃炉安全・品質室

第 107 条，第 120 条

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

7.1，7.2.1， 7.1,7.2.1,
7.5
7.5

7.2.3，
8.2.1

7.2.3，
8.2.1

7.3

7.3

7.4

7.4

8.2.4

8.2.4

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

上記 a)，b)及び d)②の文書

方針
及び目標
管

理

→

上記 c)及び d)①の文書→

上記 d)③④⑤の文書

業務実施

記

→

録

上記 c)及び d)⑥の記録

図２．品質マネジメントシステム文書体系図

Ⅲ-2-3-6

4.2.2 品質マニュアル(1) 組織は，品質マニュアルとして本品質マネジメントシステム計画に定める要求事項を含む「原子力品質保証規程」を作成し，維持する。制定・改訂権限者は社長とする。
(2)「原子力品質保証規程」には，次の事項を含める。
a) 品質マネジメントシステムの運用に係る組織に関する事項b) 保安活動の計画，実施，評価及び改善に関する事項
c) 品質マネジメントシステムの適用範囲
d) 品質マネジメントシステムについて確立された“手順書等”又はそれらを参照できる
情報e) 品質マネジメントシステムのプロセス間の相互関係
4.2.3 文書管理
(1) 組織は，品質マネジメントシステムに必要な文書を，「文書及び記録管理基本マニュ
アル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき，保安規定上の位置付けを明確にするとともに，保安活動の重要度に応じて管理する。これには次の事項を含める。
a) 組織として承認されていない文書の使用又は適切でない変更の防止
b) 文書の組織外への流出等の防止c) 4.2.1 c)及び d)①の文書の制定及び改訂に係るレビューの結果，当該レビューの結果に基づき講じた処置並びに当該制定及び改訂を承認した者に関する情報の維持
また，記録は，4.2.4 に規定する要求事項に従って管理する。
(2) 組織の要員が判断及び決定に当たり適切な文書を利用できるよう，次の活動に必要な管理を「文書及び記録管理基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定する。これには，文書改訂時等の必要な時に当該文書作成時に使用した根拠等の情報が確認できることを含める。
a) 発行前に，文書の妥当性をレビューし，承認する。
b) 文書の改訂の必要性についてレビューする。また，改訂に当たっては，a)と同様にその妥当性をレビューし，承認する。
c) a)及び b)のレビューを行う際には，その対象となる文書に定められた活動を実施する部門の要員を参画させる。
d) 文書の変更の識別及び最新の改訂状況の識別を確実にする。
e) 該当する文書の適切な版が，必要なときに，必要なところで使用しやすい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内容を把握することができるようにする。
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。

Ⅲ-2-3-7h) 廃止文書が誤って使用されないようにする。また，これらを保持する場合には，その目的にかかわらず，これを識別し管理する。
4.2.4 記録の管理(1) 組織は，要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの実効性を実証する記録を明確にし，保安活動の重要度に応じて管理する。
(2) 記録は，読みやすく，容易に内容を把握することができるとともに，識別可能かつ検索可能なように作成する。
(3) 記録の識別，保管，保護，検索，保管期間及び廃棄に関して必要な管理を「文書及び記録管理基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定する。
5. 経営責任者等の責任
5.1 経営責任者の原子力安全のためのリーダーシップ
社長は，原子力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
システムを確立及び実施させるとともに，その実効性の維持及び継続的な改善を，次の業
務を行うことによって実証する。
a) 基本姿勢を設定し，品質保証活動に展開することを確実にする。
b) 品質方針を設定する。
c) 品質目標が設定されることを確実にする。
d) 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を確実にする。
e) マネジメントレビューを実施する。
f) 資源が使用できることを確実にする。
g) 法令・規制要求事項を満たすことは当然のこととして，原子力安全を確保することの重要性を組織内に周知する。
h) 担当する業務について理解し，遂行する責任を有することを要員に認識させる。
i) すべての階層で行われる決定が，原子力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。
5.2 原子力安全の確保の重視
社長は，組織の意思決定の際には，業務・特定原子力施設に対する要求事項に適合し（7.2.1 及び 8.2.1 参照），かつ，原子力安全がそれ以外の事由により損なわれないようにする。

Ⅲ-2-3-8

5.3 品質方針
社長は，品質方針（健全な安全文化の育成及び維持に関するものを含む。）について，次の事項を確実にする。
なお，健全な安全文化の育成及び維持に関するものは，技術的，人的及び組織的な要因
並びにそれらの相互作用が原子力安全に対して影響を及ぼすことを考慮し，組織全体の安
全文化のあるべき姿を目指して設定する。
a) 組織の目的及び状況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実効性の維持及び継続的な改善に対するコミットメントを含む。
c) 品質目標の設定及びレビューのための枠組みを与える。
d) 組織全体に伝達され，理解される。
e) 適切性の持続のためにレビューされる。
f) 基本姿勢を含む組織運営に関する方針と整合がとれている。
5.4 計画5.4.1 品質目標
(1) 社長は，「セルフアセスメント実施基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき，組織内のしかるべき部門及び階層で，業務・特定原子力施設に対する要求事項を満たすために必要なものを含む品質目標（7.1 (3) b）参照）が設定されることを確実にする。また，品質目標には，達成するための計画として次の事項を含める。
a) 実施事項b) 必要な資源c) 責任者d) 実施事項の完了時期e) 結果の評価方法(2) 品質目標は，その達成度が判定可能で，品質方針との整合がとれていること。
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画(1) 社長は，品質マネジメントシステムの実施に当たっての計画が，4.1に規定する要求事項を満たすように策定されていることを確実にする。
(2) 社長は，品質マネジメントシステムの変更が計画され，実施される場合には，その変更が品質マネジメントシステムの全体の体系に対して矛盾なく，整合が取れているようにするために，「変更管理基本マニュアル」に基づき管理することを確実にする。この
変更には，プロセス及び組織の変更（累積的な影響が生じうる軽微な変更を含む。）を含める。

Ⅲ-2-3-9

品質マネジメントシステムの変更の計画，実施に当たっては，保安活動の重要度に応じて，次の事項を適切に考慮する。
a) 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（組織の活動として実施する，当該変更による原子力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を含む。）
b) 品質マネジメントシステムの実効性の維持
c) 資源の利用可能性d) 責任及び権限の割り当て(3) 社長は，「原子力リスク管理基本マニュアル」に基づき，原子力安全に係る情報が活用され，品質マネジメントシステムの実効性が継続的に改善されていることを次の事項
により確実にする。
a) 外部及び内部の課題並びに原子力安全に関する要求事項を考慮した，原子力安全に影響を及ぼすおそれのある事項の抽出（事故調査の結果から得られた知見を含む。
）
b) 原子力安全に対する影響を防止又は低減する取り組みの計画・実施
別添２に基づき，社長が把握した重要なリスク情報（不確実・未確定な段階を含む。
）に対して必要な措置を実施し，その記録を維持する（4.2.4 参照）。
5.5 責任，権限及びコミュニケーション
5.5.1 責任及び権限
社長は，全社規程である「職制および職務権限規程」を踏まえ，責任（担当業務に応じて組織の内外に対し業務の内容について説明する責任を含む。
）及び権限が第５条（保安に関する職務），第９条（原子炉主任技術者の職務等）及び第９条の２（電気主任技術者の職務等）に定められ，また，部門相互間の業務の手順が文書化され，組織全体に周知されるとともに，関係する要員が責任を持って業務を遂行できることを確実にする。また，社長は第４条（保安に関する組織）に定める組織以外の全社組織による，「職制および職務権限規程」に基づく保安活動への支援を確実にする。
5.5.2 管理責任者(1) 社長は，内部監査室長及び廃炉･汚染水対策最高責任者を管理責任者に任命し，与えられている他の責任とかかわりなく，次に示す責任及び権限を与える。
(2) 内部監査室長の管理責任者としての責任及び権限
a) 内部監査プロセスを通じて，品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立，実施及びその実効性を維持することを確実にする。

Ⅲ-2-3-10b) 内部監査プロセスを通じて，品質マネジメントシステムの運用状況及び改善の必要性の有無について，社長に報告する。
c) 内部監査プロセスを通じて，健全な安全文化を育成し，及び維持することにより，組織全体にわたって，原子力安全の確保についての認識を高めることを確実にする。
d) 内部監査プロセスを通じて，組織全体にわたって，法令・規制要求事項を遵守することを確実にする。
(3) 廃炉･汚染水対策最高責任者の管理責任者としての責任及び権限
a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセス（内部監査プロセスを除く。）の確立，実施及びその実効性を維持することを確実にする。
b) 品質マネジメントシステム（内部監査プロセスを除く。）の運用状況及び改善の必要性の有無について，社長に報告する。
c) 健全な安全文化を育成し，及び維持することにより，組織全体（内部監査室を除く。）
にわたって，原子力安全の確保についての認識を高めることを確実にする。
d) 組織全体（内部監査室を除く。）にわたって，法令・規制要求事項を遵守することを確実にする。
5.5.3 管理者
(1) 社長は，第５条に示す管理者（社長及び管理責任者を除く。
）に対し，所掌する業務に関して，次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。
a) プロセスが確立され，実施されるとともに，実効性を維持する。
b) 業務に従事する要員の，業務・特定原子力施設に対する要求事項についての認識を高める。
c) 業務の実施状況について評価する（5.4.1 及び 8.2.3 参照）。
d) 健全な安全文化を育成し，及び維持する。
e) 法令・規制要求事項を遵守することを確実にする。
(2) 管理者は，与えられた責任及び権限の範囲において，原子力安全のためのリーダーシップを発揮し，以下の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及び測定する。
b) 要員が原子力安全に対する意識を向上し，かつ，原子力安全への取り組みを積極的に行えるようにする。
c) 原子力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) 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，積極的に特定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。
e) 要員が，積極的に業務の改善に対して貢献できるようにする。

Ⅲ-2-3-11

(3) 管理者は，所掌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実施する。
この自己評価には，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める。
5.5.4 内部コミュニケーション
社長は，組織内にコミュニケーションのための適切なプロセスが確立されることを確実にする。また，品質マネジメントシステムの実効性に関しての情報交換が行われることを確実にする。
5.6 マネジメントレビュー
5.6.1 一般
(1) 社長は，組織の品質マネジメントシステムが，引き続き，適切かつ妥当であること及
び実効性が維持されていることを評価するために，「マネジメントレビュー実施基本マニュアル」に基づき，年１回以上品質マネジメントシステムをレビューする。なお，必要に応じて随時実施する。
(2) このレビューでは，品質マネジメントシステムの改善の機会の評価，並びに基本姿勢，
品質方針及び品質目標を含む品質マネジメントシステムの変更の必要性の評価も行う。
(3) マネジメントレビューの結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
5.6.2 マネジメントレビューへのインプット
マネジメントレビューへのインプットには，次の情報を含める。
a) 内部監査の結果
b) 原子力安全の達成に関する外部の者の意見（外部監査（安全文化の外部評価を含む。
）
を受けた場合の結果，地域住民の意見，原子力規制委員会の意見等を含む。
）
c) プロセスの運用状況
d) 自主検査等の結果
e) 品質目標の達成状況
f) 健全な安全文化の育成及び維持の状況（内部監査による安全文化の育成及び維持の取り組みの状況に係る評価の結果並びに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。
）
g) 法令・規制要求事項の遵守状況h) 不適合並びに是正処置及び未然防止処置の状況（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。
）
i) 前回までのマネジメントレビューの結果に対するフォローアップj) 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

Ⅲ-2-3-12k) 改善のための提案
l) 資源の妥当性
m) 保安活動の改善のためにとった措置（品質方針に影響を与えるおそれのある組織の内部及び外部の課題を明確にし，当該課題に取り組むことを含む。
）の実効性
5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット(1) マネジメントレビューからのアウトプットには，次の事項に関する決定及び処置すべてを含める。
a) 品質マネジメントシステム及びそのプロセスの実効性の維持に必要な改善b) 業務の計画及び実施に係る改善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のための資源の必要性
d) 健全な安全文化の育成及び維持に関する改善（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策の検討を含む。
）
e) 法令・規制要求事項の遵守に関する改善
6. 資源の運用管理
6.1 資源の提供
組織は，原子力安全を確実なものにするために必要な人的資源，インフラストラクチャ，
作業環境及びその他必要な資源を明確にし，確保し，提供する。
6.2 人的資源
6.2.1 一般
組織は，業務の実施に必要な技能及び経験を有し，力量のある者を要員に充てる。この
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める。
6.2.2 力量，教育・訓練及び認識
組織は，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，次の事項を「教育及び訓練基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に従って実施する。
a) 要員に必要な力量を明確にする。
b) 要員の力量を確保するために，教育・訓練を行うか，又は他の処置（必要な力量を有する要員を新たに配属又は採用することを含む。
）をとる。
c) 教育・訓練又は他の処置の実効性を評価する。
d) 要員が，原子力安全に対する自らの活動のもつ意味及び重要性を認識し，品質目標の達成及び品質マネジメントシステムの実効性の維持に向けて自らがどのように貢献できるかを認識することを確実にする。
e) 力量，教育・訓練及び他の措置について該当する記録を維持する（4.2.4 参照）。

Ⅲ-2-3-13

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インフラストラクチャを関連するマニュアル
等にて明確にし，提供し，維持する。
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関連するマニュアル等にて明確にし，運営管理する。この作業環境は，作業場所の放射線量を基本とし，異物管理や火気管理等の作業安全に関する事項及び温度，照度，狭小の程度等の作業に影響を及ぼす可能性のある事項を含める。
7. 業務に関する計画の策定及び業務の実施
7.1 業務の計画(1) 組織は，保安活動に必要な業務のプロセスの計画を策定し，運転管理，燃料管理，放射性廃棄物管理，放射線管理，施設管理，緊急時の措置，法令等の遵守，健全な安全文化の育成及び維持の各基本マニュアル（これらには廃止措置のプロセスを含む。）に定める。また，各基本マニュアルに基づき，業務に必要なプロセスを計画し，構築する。
この計画の策定においては，機器等の故障若しくは通常想定されない事象の発生又は業務が不適切に計画され，若しくは実行されたことにより起こり得る影響（4.1 (2) c）参照）を考慮する。
(2) 業務の計画（計画を変更する場合を含む。）は，品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合をとる（4.1 (5) g) 参照）。
(3) 組織は，プロセス及び組織の変更（累積的な影響が生じうるプロセス及び組織の軽微な変更を含む。）を含む業務の計画の策定及び変更に当たって，次の各事項について適切に明確化する。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及び当該計画の策定又は変更により起こり得る結果（5.4.2 (2) a）と同じ。）b) 業務・特定原子力施設に対する品質目標及び要求事項c) 業務・特定原子力施設に特有な，プロセス及び文書の確立の必要性，並びに資源の提供の必要性
d) その業務・特定原子力施設のための検証，妥当性確認，監視，測定，自主検査等，並びにこれらの合否判定基準e) 業務・特定原子力施設のプロセス及びその結果が，要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録（4.2.4参照）(4) この業務の計画のアウトプットは，組織の運営方法に適したものとする。

Ⅲ-2-3-14

7.2 業務・特定原子力施設に対する要求事項に関するプロセス
7.2.1 業務・特定原子力施設に対する要求事項の明確化
組織は，次の事項を「業務の計画」（7.1参照）において明確にする。
a) 明示されてはいないが，業務・特定原子力施設に不可欠な要求事項b) 業務・特定原子力施設に適用される法令・規制要求事項
c) 組織が必要と判断する追加要求事項すべて
7.2.2 業務・特定原子力施設に対する要求事項のレビュー(1) 組織は，「文書及び記録管理基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づ
き，業務・特定原子力施設に対する要求事項をレビューする。このレビューは，その要求事項を適用する前に実施する。
(2) レビューでは，次の事項を確実にする。
a) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が定められている。
b) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が以前に提示されたものと異なる場合には，それについて解決されている。
c) 組織が，定められた要求事項を満たす能力をもっている。
(3) このレビューの結果の記録，及びそのレビューを受けてとられた処置の記録を維持す
る（4.2.4参照）。
(4) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が書面で示されない場合には，組織はその要求事項を適用する前に確認する。
(5) 業務・特定原子力施設に対する要求事項が変更された場合には，組織は，関連する文
書を改訂する。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。
7.2.3 外部とのコミュニケーション
組織は，原子力安全に関して組織の外部の者とのコミュニケーションを図るため，以下の事項を含む実効性のある方法を「外部コミュニケーション基本マニュアル」にて明確にし，実施する。
a) 組織の外部の者と効果的に連絡をとり，適切に情報を通知する方法b) 予期せぬ事態において組織の外部の者との時宜を得た効果的な連絡方法c) 重要なリスク情報への対応（意思決定プロセスを含む。）を組織の外部の者へ速やかかつ確実に提供する方法d) 原子力安全に関連する必要な情報（ c)を除く。）を組織の外部の者へ確実に提供する方法e) 原子力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

Ⅲ-2-3-15

7.3 設計・開発
組織は，特定原子力施設を対象として，「設計管理基本マニュアル」に基づき設計・開発の管理を実施する。
7.3.1 設計・開発の計画(1) 組織は，特定原子力施設の設計・開発の計画を策定し，管理する。この設計・開発は，設備，施設，ソフトウェアの設計・開発並びに原子力安全のために重要な手順書等の新規制定及び重要な変更を対象とする。また，計画には，不適合及び予期せぬ事象の発生を未然に防止するための活動（4.1 (2) c）の事項を考慮して行うものを含む。）を含める。
(2) 設計・開発の計画において，組織は次の事項を明確にする。
a) 設計・開発の性質，期間及び複雑さの程度
b) 設計・開発の段階
c) 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並びに管理体制
d) 設計・開発に関する責任（説明責任を含む。）及び権限
e) 設計・開発に必要な組織の内部及び外部の資源(3) 組織は，実効的なコミュニケーション並びに責任及び権限の明確な割当てを確実にするために，設計・開発に関与するグループ間のインタフェースを運営管理する。
(4) 設計・開発の進行に応じて，策定した計画を適切に変更する。
7.3.2 設計・開発へのインプット(1) 業務・特定原子力施設の要求事項に関連するインプットを明確にし，記録を維持する（4.2.4参照）。インプットには次の事項を含める。
a) 機能及び性能に関する要求事項b) 適用可能な場合には，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(2) 業務・特定原子力施設の要求事項に関連するインプットについては，その適切性をレビューし，承認する。要求事項は，漏れがなく，あいまい（曖昧）でなく，相反することがないようにする。
7.3.3 設計・開発からのアウトプット(1) 設計・開発からのアウトプットは，設計・開発へのインプットと対比した検証を行うのに適した形式とする。また，次の段階のプロセスに進むにあたり，あらかじめ，承認する。

Ⅲ-2-3-16

(2) 設計・開発からのアウトプットは次の状態とする。
a) 設計・開発へのインプットで与えられた要求事項を満たす。
b) 調達，業務の実施及び特定原子力施設の使用に対して適切な情報を提供する。
c) 関係する自主検査等の合否判定基準を含むか，又はそれを参照している。
d) 安全な使用及び適正な使用に不可欠な特定原子力施設の特性を明確にする。
7.3.4 設計・開発のレビュー(1) 設計・開発の適切な段階において，次の事項を目的として，計画されたとおりに（7.3.1
参照）体系的なレビューを行う。
a) 設計・開発の結果が，要求事項を満たせるかどうかを評価する。
b) 問題を明確にし，必要な処置を提案する。
(2) レビューへの参加者には，レビューの対象となっている設計・開発段階に関連する部門を代表する者及び当該設計･開発に係る専門家を含める。このレビューの結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.3.5 設計・開発の検証(1) 設計・開発からのアウトプットが，設計・開発へのインプットで与えられている要求
事項を満たしていることを確実にするために，計画されたとおりに（7.3.1参照），プロ
セスの次の段階に移行する前に検証を実施する。この検証の結果の記録，及び必要な処
置があればその記録を維持する（4.2.4参照）。
(2) 設計・開発の検証は，原設計者以外の者又はグループが実施する。
7.3.6 設計・開発の妥当性確認(1) 結果として得られる業務・特定原子力施設が，指定された用途又は意図された用途に応じた要求事項を満たし得ることを確実にするために，計画した方法（7.3.1参照）に従って，設計・開発の妥当性確認を実施する。この妥当性確認は，特定原子力施設の設置後でなければ実施することができない場合は，当該特定原子力施設の使用を開始する前に実施する。
(2) 実行可能な場合にはいつでも，業務の実施及び特定原子力施設の使用の前に，妥当性確認を完了する。
(3) 妥当性確認の結果の記録，及び必要な処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.3.7 設計・開発の変更管理(1) 設計・開発の変更を明確にし，記録を維持する（4.2.4参照）。
(2) 変更に対して，レビュー，検証及び妥当性確認を適切に行い，その変更を実施する前に承認する。

Ⅲ-2-3-17

(3) 設計・開発の変更のレビューには，その変更が，当該の特定原子力施設を構成する要素（材料又は部品）及び関連する特定原子力施設に及ぼす影響の評価を含める。
(4) 変更のレビュー，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維持する（4.2.4 参照）。
7.4 調達
組織は，「調達管理基本マニュアル」及び「原子燃料調達基本マニュアル」に基づき調達を実施する。
7.4.1 調達プロセス(1) 組織は，規定された調達要求事項に，調達製品が適合することを確実にする。
(2) 保安活動の重要度に応じて，供給者及び調達製品に対する管理の方法及び程度（力量を有する者を組織の外部から確保する際に，業務委託の範囲を明確に定めることを含む。）を定める。この場合，一般産業用工業品については，評価に必要な情報を供給者等から入手し，当該一般産業用工業品が特定原子力施設として使用できることを確認できるように，管理の方法及び程度を定める。
(3) 組織は，供給者が組織の要求事項に従って調達製品を供給する能力を判断の根拠として，供給者を評価し，選定する。選定，評価及び再評価の基準を定める。
(4) 評価の結果の記録，及び評価によって必要とされた処置があればその記録を維持する（4.2.4 参照）。
(5) 組織は，適切な調達の実施に必要な事項（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等と共有する場合に必要な措置に関する方法を含む。
）を定める。
7.4.2 調達要求事項(1) 組織は，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事項を含める。
a) 製品，業務の手順及びプロセス並びに設備の承認に関する要求事項b) 要員の力量に関する要求事項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（偽造品，不正品等の報告を含む。）及び処理に関する要求事項e) 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f) 一般産業用工業品を特定原子力施設に使用するに当たっての評価に必要な要求事項
g) その他調達製品に必要な要求事項(2) 組織は，供給者の工場等で自主検査等又はその他の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ち入りに関することを調達要求事項に含める。

Ⅲ-2-3-18

(3) 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。
(4) 組織は，調達製品を受領する場合には，調達製品の供給者に対し，調達要求事項への適合状況を記録した文書を提出させる。
7.4.3 調達製品の検証(1) 組織は，調達製品が，規定した調達要求事項を満たしていることを確実にするために，必要な検証方法を定めて，実施する。
(2) 組織は，供給者先で検証を実施することにした場合には，その検証の要領及び調達製品の供給者からの出荷の可否の決定の方法を調達要求事項の中で明確にする。
7.5 業務の実施
7.5.1 業務の管理組織は，「業務の計画」（7.1参照）に基づき，管理された状態で業務を実施する。管理
された状態には，次の事項のうち該当するものを含める。
a) 以下の事項を含む特定原子力施設の保安のために必要な情報が利用できる。
ⅰ．保安のために使用する機器等又は実施する業務の特性
ⅱ．当該機器等の使用又は業務の実施により達成すべき結果b) 必要に応じて，作業手順が利用できる。
c) 適切な設備を使用している。
d) 監視機器及び測定機器が利用でき，使用している。
e) 監視及び測定が実施されている。
f) プロセスの次の段階に進むことの承認が実施されている。
7.5.2 業務の実施に関するプロセスの妥当性確認(1) 業務の実施の過程で結果として生じるアウトプットが，それ以降の監視又は測定で検証することが不可能で，その結果，業務が実施された後でしか不適合その他の事象が顕在化しない場合には，組織は，その業務の該当するプロセスの妥当性確認を行う。
(2) 妥当性確認によって，これらのプロセスが計画どおりの結果を出せることを実証する。
(3) 妥当性確認の結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(4) 組織は，これらのプロセスについて，次の事項のうち該当するものを含んだ手続きを確立する。
a) プロセスのレビュー及び承認のための明確な基準b) 設備の承認及び要員の力量の確認
c) 所定の方法及び手順の適用

Ⅲ-2-3-19

d) 妥当性の再確認（対象となるプロセスを変更した場合の再確認及び一定時間経過した後に行う定期的な再確認を含む。）
7.5.3 識別及びトレーサビリティ(1) 組織は，業務の計画及び実施の全過程において適切な手段で業務・特定原子力施設を識別し管理する。
(2) 組織は，業務の計画及び実施の全過程において，監視及び測定の要求事項に関連して，
業務・特定原子力施設の状態を識別し管理する。
(3) トレーサビリティが要求事項となっている場合には，組織は，業務・特定原子力施設について一意の識別を管理し，記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.5.4 組織の外部の者の所有物
組織は，組織の外部の者の所有物について，それが組織の管理下にある間，注意を払い，必要に応じて記録を維持する（4.2.4 参照）。
7.5.5 調達製品の管理
組織は，関連するマニュアル等に基づき，調達製品の検証後，受入から据付（使用）までの間，要求事項への適合を維持するように調達製品を管理する。この管理には，識別，取扱い，包装，保管及び保護を含める。また，取替品，予備品にも適用する。
7.6 監視機器及び測定機器の管理(1) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合性を実証するために，組織は，実施すべき監視及び測定並びに，そのために必要な監視機器及び測定機器を関連するマニュ
アル等に定める。
(2) 組織は，監視及び測定の要求事項との整合性を確保できる方法で監視及び測定が実施できることを確実にするプロセスを確立し，関連するマニュアル等に定める。
(3) 測定値の正当性が保証されなければならない場合には，測定機器に関し，「施設管理基本マニュアル」に基づき，次の事項を満たす。
a) 定められた間隔又は使用前に，国際又は国家計量標準にトレーサブルな計量標準に照らして校正若しくは検証，又はその両方を行う。そのような標準が存在しない場合には，校正又は検証に用いた基準を記録する（4.2.4 参照）。
b) 校正の状態を明確にするために識別を行う。
c) 機器の調整をする，又は必要に応じて再調整する。
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。

Ⅲ-2-3-20

(4) 測定機器が要求事項に適合していないことが判明した場合には，組織は，その測定機器でそれまでに測定した結果の妥当性を評価し，記録する（4.2.4 参照）。組織は，その機器，及び影響を受けた業務・特定原子力施設すべてに対して，適切な処置をとる。校
正及び検証の結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(5) 規定要求事項にかかわる監視及び測定にソフトウェアを使う場合には，そのソフトウ
ェアによって意図した監視及び測定ができることを確認する。この確認は，最初に使用するのに先立って実施する。また，必要に応じて再確認する。
8. 評価及び改善
8.1 監視及び測定，分析，評価及び改善(1) 組織は，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計画し，実施する。
a) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合を実証する。
b) 品質マネジメントシステムの適合性を確実にする。
c) 品質マネジメントシステムのパフォーマンス及び実効性を継続的に改善する。
このプロセスには，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める。
(2) これには，統計的手法を含め，適用可能な方法，及びその使用の程度を決定することを含める。
(3) 監視及び測定の結果は，要員が容易に取得し，利用できるようにする。
8.2 監視及び測定
8.2.1 組織の外部の者の意見
組織は，品質マネジメントシステムの監視及び測定の一環として，原子力安全を達成しているかどうかに関して外部がどのように受けとめているかについての情報を把握する。
この情報の入手及び使用の方法を「外部コミュニケーション基本マニュアル」及び「セルフアセスメント実施基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に定める。
8.2.2 内部監査
(1) 組織のうち客観的な評価を行う部門は，品質マネジメントシステムの次の事項が満たされているか否かを明確にするために，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「原子力品質監査基本マニュアル」に基づき内部監査を実施する。
a) 品質マネジメントシステムが，本品質マネジメントシステム計画の要求事項に適合しているか，及び組織が決めた品質マネジメントシステム要求事項に適合しているか。
b) 品質マネジメントシステムが実効的に実施され，維持されているか。

Ⅲ-2-3-21

(2) 組織は，監査の対象となる部門，業務，プロセス及び領域の状態及び重要性，並びにこれまでの監査結果を考慮して監査プログラムを策定し，実施するとともに，監査の実効性を維持する。
(3) 監査の基準，範囲，頻度，方法及び責任を規定する。
(4) 監査員の選定及び監査の実施においては，監査プロセスの客観性及び公平性を確保する。
(5) 監査員又は監査に関わる管理者（社長を除く。
）は，自らの業務又は自らの管理下にある業務を監査しない。
(6) 監査の計画及び実施，結果の報告並びに記録の作成及び管理について，責任及び権限並びに要求事項を「原子力品質監査基本マニュアル」に定める。この責任及び権限には，
必要に応じて監査員又は監査を実施した部門が社長に直接報告する権限を含める。
(7) 監査及びその結果の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(8) 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監査結果を通知する。
(9) 監査された領域に責任をもつ管理者は，検出された不適合及びその原因を除去するために遅滞なく，必要な修正及び是正処置すべてがとられることを確実にする。組織は，フォローアップとして，とられた処置の検証及び検証結果を報告させる（8.5.2 参照）。
8.2.3 プロセスの監視及び測定(1) 組織は，品質マネジメントシステムのプロセスの監視及び適用可能な場合に行う測定には，「セルフアセスメント実施基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基
づき，適切な方法を適用する。
監視及び測定の対象には，業務・特定原子力施設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める。また，監視及び測定の方法には，次の事項を含める。
a) 監視及び測定の実施時期b) 監視及び測定の結果の分析及び評価の方法並びにその時期(2) 監視及び測定の実施に際しては，保安活動の重要度に応じて，PI を用いる（4.1 (5) c）
参照）。
(3) これらの方法は，プロセスが品質マネジメントシステムの計画（5.4.2 (1)参照）及び業務の計画（7.1 (1)参照）で定めた結果を得ることができることを実証するものとする。
(4) 組織は，監視及び測定の結果に基づき，業務の改善のために，必要な措置をとる。
(5) 計画どおりの結果が達成できない又は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，当該問題に対して適切に修正及び是正処置をとる。

Ⅲ-2-3-22

8.2.4 機器等の検査等(1) 組織は，特定原子力施設の要求事項が満たされていることを検証するために，「検査及び試験基本マニュアル」及び「運転管理基本マニュアル」に基づき，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。
(2) 自主検査等の合否判定基準への適合の証拠（必要に応じ，使用した試験体，測定機器等に関する記録を含める。
）を維持する（4.2.4 参照）。
(3) プロセスの次の段階に進むことを承認した人を記録する（4.2.4参照）。
(4) 業務の計画（7.1 参照）で決めた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ない。ただし，当該の権限をもつ者が計画に定める手順により承認したときは，この限りではない。
(5) 保安活動の重要度に応じて，自主検査等の独立性を確保するため，主任技術者等による確認を実施する。
8.3 不適合管理(1) 組織は，業務・特定原子力施設に対する要求事項に適合しない状況が放置されることを防ぐために，それらを識別し，管理することを確実にする。
(2) 不適合の処理に関する管理（不適合を関連する管理者に報告することを含む。）並びにそれに関連する責任及び権限を「不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定する。
(3) 該当する場合には，組織は，次の一つ又はそれ以上の方法で，不適合を処理する。
a) 検出された不適合を除去するための処置をとる。
b) 当該の権限をもつ者が，原子力安全に及ぼす影響を評価した上で，特別採用によって，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。
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（廃棄を含む。）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検証を行う。
(5) 不適合の性質の記録，及び不適合に対してとられた特別採用を含む処置の記録を維持する（4.2.4 参照）。
(6) 組織は，原子炉施設の保安の向上を図る観点から，｢トラブル等の報告マニュアル｣に定める公開基準に従い，不適合の内容をニューシアへ登録することにより，情報の公開を行う。

Ⅲ-2-3-23

8.4 データの分析及び評価(1) 組織は，品質マネジメントシステムの適切性及び実効性を実証するため，また，品質
マネジメントシステムの実効性の継続的な改善（品質マネジメントシステムの実効性に関するデータ分析の結果，課題や問題が確認されたプロセスを抽出し，当該プロセスの改良，変更等を行い，実効性を改善することを含む。）の必要性を評価するために，「セルフアセスメント実施基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき，適切なデータを明確にし，それらのデータを収集し，分析する。この中には，監視及び測定の結果から得られたデータ並びにそれ以外の該当する情報源からのデータを含める。
(2) データの分析及びこれに基づく評価によって，次の事項に関連する情報を提供する。
a) 原子力安全の達成に関する外部の受けとめの傾向及び特徴その他分析により得られる知見（8.2.1 参照）b) 業務・特定原子力施設に対する要求事項への適合性（8.2.3 及び 8.2.4 参照）c) 是正処置を行う端緒となるものを含む，プロセス及び特定原子力施設の特性及び傾向（8.2.3 及び 8.2.4 参照）d) 供給者の能力（7.4 参照）
8.5 改善8.5.1 継続的改善
組織は，品質方針，品質目標，監査結果，データの分析，是正処置，未然防止処置及びマネジメントレビューを通じて，品質マネジメントシステムの実効性を向上させるために必要な変更を行い，継続的に改善する。
8.5.2 是正処置等(1) 組織は，不適合その他の事象の再発防止のため，「不適合管理及び是正処置・未然防止
処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき，速やかに原因を除去す
る処置をとる。
(2) 是正処置は，検出された不適合その他の事象の原子力安全に及ぼす影響に応じたものとし，次に定めるところにより速やかに実施する。

Ⅲ-2-3-24

a) 是正処置の必要性を，次に定めるところにより評価する。
ⅰ.不適合その他の事象のレビュー及び分析。これには以下の事項を含める。
①情報の収集，整理②技術的，人的及び組織的側面等の考慮
ⅱ.当該不適合の原因の特定。これには，必要に応じて以下の事項を含める。
①日常業務のマネジメント②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の整理
ⅲ.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。
b) 必要な処置を決定し実施する。
c) とったすべての是正処置の実効性をレビューする。
d) 必要な場合には，計画策定段階で決定した業務・特定原子力施設に係る改善のためにとった措置（5.6.2 m)と同じ。
）を変更する。
e) 必要な場合には，品質マネジメントシステムを変更する。
f) 原子力安全に対する影響が大きい不適合（単独の事象では影響が小さくても，繰り返し同様の事象が発生することにより原子力安全に及ぼす影響が増大するおそれのあるものを含む。
）については，根本的な原因の分析に関する事項を「不適合管理及び是正
処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定し，実施する。
g) とったすべての処置の結果を記録し，これを維持する（4.2.4 参照）。
(3) (1)及び(2)に示す事項を「不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定する。
(4) 組織は，「不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進
カンパニー）」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，適切な是正処置をとる。
8.5.3 未然防止処置(1) 組織は，起こり得る不適合（他の原子炉施設及びその他の施設における不適合その他の事象が，自らの施設で起こる可能性について分析し特定した問題を含む。
）が発生することを防止するために，他の原子炉施設及びその他の施設から得られた運転経験等の知見（BWR 事業者協議会で取り扱う技術情報及びニューシア登録情報を含む。
）の活用を含め，「不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に基づき，適切な未然防止処置を講じる。この活用には，保安活動の実施によって得られた知見（事故調査の結果から得られた知見を含む。
）を他の原子炉設置者等と共有することを含む。

Ⅲ-2-3-25

(2) 未然防止処置は，起こり得る不適合の重要性に応じたものとし，次に定めるところにより実施する。
a) 起こり得る不適合及びその原因を調査する。
b) 未然防止処置の必要性を評価する。
c) 必要な未然防止処置を決定及び実施する。
d) とったすべての未然防止処置の実効性をレビューする。
e) とったすべての処置の結果を記録し，これを維持する（4.2.4 参照）。
(3) (1)及び(2)に示す事項を「不適合管理及び是正処置・未然防止処置基本マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に規定する。

Ⅲ-2-3-26

第３章 体制及び評価
第１節 保安管理体制（保安に関する組織）
第４条
発電所の保安に関する組織は，図４のとおりとする。
図４
【本社】
社長

管理責任者
（内部監査室長）

福島第一※１
原子力監査グループ

内部監査室
調達部

管理責任者
（廃炉・汚染水対策
最高責任者）

福島第一廃炉推進
カンパニー※１：発電所に常駐
プロジェクトマネジメント室
廃炉安全・品質室※※ →福島第一廃止措置
保安委員会

安全・リスク管理Ｇ
品質向上Ｇ
基盤整備Ｇ

※→

原子力・立地本部
原子力安全・統括部
原子力・立地本部
原子力運営管理部
原子力・立地本部
原子力人財育成センター※２※２：福島第二原子力発電所に常駐

Ⅲ-2-4-1

【福島第一原子力発電所】※→ 原子炉主任技術者※３

※※→ 所

長

業務統括室

資材グループ
労務人事グループ

セキュリティ管理部

核セキュリティ運営管理グループ
核セキュリティ施設運用グループ
サイバーセキュリティグループ

原子力発電
保安運営委員会
汚染水対策プログラム部
電気主任技術者※３
プール燃料取り出しプログラム部

燃料デブリ取り出しプログラム部

廃棄物対策プログラム部

敷地全般管理・対応プログラム部

計画・設計センター↓※※※※３：原子炉主任技術者及び電気主任技術者を総称して「主任技術者」という。

Ⅲ-2-4-2

機械技術グループ
電気技術グループ
配電・電路グループ
計装技術グループ
通信システムグループ
土木基盤技術グループ
土木水対策技術グループ
建築保守技術グループ
建築建設技術グループ

↓※※※

建設・運用・保守センター

防災・放射線センター

運用部

１～４号当直５・６号当直水処理当直
運用支援グループ
作業管理グループ

機械部

保全計画グループ
１～６号機械設備グループ
共用機械設備グループ

電気・計装部

電気設備保守グループ
電気設備建設グループ
燃料計装設備グループ
水処理計装設備グループ

土木部

土木基盤設備グループ
土木水対策設備グループ

建築部

建築設備保守グループ
建築設備建設グループ

放射線・環境部

保安総括グループ
放射線防護グループ
放出・環境モニタリンググループ
分析評価グループ

防災安全部

労働安全・防火グループ
原子力防災グループ
水処理総括グループ
水処理設備技術グループ
水処理計画グループ
地下水対策設備グループ
滞留水処理設備グループ
多核種除去設備グループ
貯留設備グループ

水処理センターⅢ-2-4-3

（保安に関する職務）
第５条
保安に関する職務のうち，本社組織の職務は次のとおり。
（１）社長は，トップマネジメントとして，管理責任者を指揮し，品質マネジメントシス
テムの構築，実施，維持，改善に関して，保安活動を統轄するとともに，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動並びに健全な安全文化を育成及び維持するための活動を統轄する。また，保安に関する組織（原子炉主任技術者を含む。
）から適宜報告を求め，「原子力リスク管理基本マニュアル」及び｢トラブル等の報告マニュアル｣に基づき，原子力安全を最優先し必要な指示を行う。
（２）内部監査室長は，管理責任者として，品質保証活動に関わる監査を統括管理する。
また，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動並びに健全な安
全文化を育成及び維持するための活動を統括する（内部監査室に限る。）。
（３）福島第一原子力監査グループは，品質保証活動の監査を行う。
（４）廃炉・汚染水対策最高責任者は，管理責任者として，プロジェクトマネジメント室，
廃炉安全・品質室，調達部，原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力人財育成センターの長及び所長を指導監督し，廃炉・汚染水処理業務を統括する。また，関係法令及び保安規定の遵守の意識を定着させるための活動並びに健全な安全文化を育成及び維持するための活動を統括する（内部監査室を除く。）。
（５）プロジェクトマネジメント室は，福島第一廃炉推進カンパニーにおける廃炉全体の中長期的な工程，人的資源の計画，実施計画の策定及び管理並びに各プロジェクトの進捗状況の監視・評価及び人的資源の再配分に関する業務を行う。
（６）安全・リスク管理グループは，保安管理及び原子力安全の総括（安全評価，リスク管理を含む。
）に関する業務を行う。
（７）品質向上グループは，不適合管理及び改善活動全般（設計・開発の変更管理，調達を含む。
）に関する業務を行う。
（８）基盤整備グループは，品質保証体系の総括，品質管理のための基盤の整備及び原子力保安検査に関する業務を行う。
（９）調達部は，調達先の評価・選定に関する業務を行う。
（10）原子力安全・統括部は，福島第一廃炉推進カンパニーにおける安全・品質の管理に関する業務を行う。
（11）原子力運営管理部は，福島第一原子力発電所の運転に関する業務（プロジェクトマ
ネジメント室所管業務を除く。
）を行う。
（12）原子力人財育成センターは，保安教育及びその他必要な教育の総括に関する業務を行う。
２．保安に関する職務のうち，発電所組織の職務は次のとおり。なお，保全のために行う
設計，建設・設置及び保守管理については，第１０７条（施設管理計画）に基づき実施

Ⅲ-2-5-1

する。
（１）所長は，廃炉・汚染水対策最高責任者を補佐し，発電所における保安に関する業務を統括し，その際には主任技術者の意見を尊重する。
（２）資材グループは，調達に関する業務を行う。
（３）労務人事グループは，要員の計画・管理に関する業務を行う。
（４）核セキュリティ運営管理グループは，周辺監視区域及び保全区域の境界の管理に関する業務を行う。
（５）核セキュリティ施設運用グループは，周辺監視区域及び保全区域の境界の設備の運用に関する業務を行う。
（６）サイバーセキュリティグループは，サイバーセキュリティの総括に関する業務を行う。
（７）汚染水対策プログラム部は，１～４号炉に係る安全確保設備等（「安全確保設備等」の定義は第 11 条による。
）のうち，汚染水処理設備等，滞留水を貯留している建屋，
多核種除去設備等，サブドレン他水処理施設，雨水処理設備等及び油処理装置のプ
ロジェクトの計画及び管理に関する業務を行う。
（８）プール燃料取り出しプログラム部は，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，使用済燃料プール設備及び使用済燃料プールからの燃料取り出し設備，５号炉及び６号炉に係る原子炉施設のうち，５・６号機燃料取扱系及び燃料貯蔵設備，その他安
全確保設備等のうち，使用済燃料乾式キャスク仮保管設備並びに使用済燃料共用プール設備のプロジェクトの計画及び管理並びにこれらに係る燃料管理に関する業務を行う。また，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，使用済燃料プール設備（使用済燃料プール），使用済燃料プールからの燃料取り出し設備，その他安全確保設備
等のうち，使用済燃料乾式キャスク仮保管設備の機械設備並びに建築設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務を行う。
（９）燃料デブリ取り出しプログラム部は，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，燃料デブリ取り出しに関する設備，原子炉圧力容器・格納容器注水設備，原子炉圧力容器・格納容器ほう酸水注入設備，原子炉格納容器内窒素封入設備，原子炉格納容器ガス管理設備及び３号機原子炉格納容器内取水設備に係る設備のプロジェクトの計画及び管理並びにこれらに係る機械設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務（共用機械設備ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（10）廃棄物対策プログラム部は，その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設，放射性物質分析・研究施設第１棟並びに減容処理設備のプ
ロジェクトの計画及び管理に関する業務を行う。また，その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設並びに大型廃棄物保管庫における放射性廃棄物の管理に関する業務を行う。
（11）敷地全般管理・対応プログラム部は，５号炉及び６号炉に係る原子炉施設，屋外エⅢ-2-5-2

リアのプロジェクトの計画及び管理に関する業務（各プログラム部長が所管する業
務を除く。
）を行う。
（12）機械技術グループは，機械設備の設計に関する業務（機械技術ＧＭ以外の各プログ
ラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（13）電気技術グループは，電気設備の設計に関する業務（配電・電路ＧＭが所管する業
務を除く。
）を行う。
（14）配電・電路グループは，構内配電線設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務を行う。
（15）計装技術グループは，計装設備の設計に関する業務を行う。
（16）通信システムグループは，通信設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務を行う。
（17）土木基盤技術グループは，土木設備の設計に関する業務（土木基盤技術ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。
（18）土木水対策技術グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等，滞留水を貯留する建屋，サブドレン他水処理施設，雨水処理設備等及び原
子炉圧力容器・格納容器注水設備（処理水バッファタンク），その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設（サイトバンカ及び廃棄物集
中処理建屋）に係る土木設備の設計に関する業務を行う。
（19）建築保守技術グループは，既設建築設備に係る設計に関する業務を行う。
（20）建築建設技術グループは，新設建築設備に係る設計に関する業務を行う。
（21）１～４号当直は，１～４号炉に係る安全確保設備等，その他安全確保設備等のうち，使用済燃料共用プール設備の運転管理に関する業務（１～４号当直長以外の各プロ
グラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。
（22）５・６号当直は，５号炉及び６号炉に係る原子炉施設，その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設の運転管理に関する業務（５・６号当直長以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（23）水処理当直は，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等，滞留
水を貯留する建屋，多核種除去設備等，サブドレン他水処理施設（地下水ドレン集
水設備を除く。
）及びＡＬＰＳ処理水希釈放出設備の運転管理（運用支援ＧＭ，作業
管理ＧＭ及び水処理計画ＧＭが所管する業務を除く。）に関する業務を行う。
（24）運用支援グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等，５号炉及び６号炉に係る原子炉施設，その他安全確保設備等のうち，使用済燃料共用プール設備，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設（雑固体廃棄物焼却設備及び増設雑固体廃棄物焼却設備を除く。
）の運転管理のうち，マニュアル・手順書及び設備管理に関する業務を行う。また，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，原子炉圧力容器・格納容器注水設備（ろ過水タンク，純水タンク及び原水地下タンク），その他安全確保設

Ⅲ-2-5-3

備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設（雑固体廃棄物焼却設備
及び増設雑固体廃棄物焼却設備），大型機器除染設備並びに減容処理設備の運用に関する業務を行う。
（25）作業管理グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等，５号炉及び６号炉に係る原子炉施設，その他安全確保設備等のうち，使用済燃料共用プール設備，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設並びに大型機器除染設備の保守作業管理に関する業務を行う。また，運転管理に関する業務の支援（巡視点検，定例試験，各設備の運転操作等）を行う（当直長が所管する業務に限る）。
（26）保全計画グループは，保守の総括に関する業務を行う。
（27）１～６号機械設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等，５号炉及び６号
炉に係る原子炉施設に係る機械設備の建設・設置及び保守管理，水貯蔵タンク及び使用済燃料プールの水質管理に関する業務（１～６号機械設備ＧＭ以外の各プログ
ラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。また，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，原子炉圧力容器・格納容器注水設備（消防車），使用済燃料プー
ル設備（消防車及びコンクリートポンプ車），５号炉及び６号炉に係る原子炉施設のうち，５・６号炉冷却用並びに使用済燃料プール用消防車の運用及び保守管理に関する業務を行う。
（28）共用機械設備グループは，その他安全確保設備等の機械設備の建設・設置及び保守管理に関する業務（共用機械設備ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。また，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，原子炉圧
力容器・格納容器注水設備（ろ過水タンク，純水タンク及び原水地下タンク）に係る機械設備の保守管理に関する業務を行う。
（29）電気設備保守グループは，電気設備の保守管理並びに電源車の運用及び保守管理に関する業務（配電・電路ＧＭ及び建築設備保守ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（30）電気設備建設グループは，電気設備の建設・設置に関する業務（配電・電路ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（31）燃料計装設備グループは，計装設備の建設・設置及び保守管理に関する業務（燃料計装設備ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。
（32）水処理計装設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等，滞留水を貯留する建屋，多核種除去設備等，サブドレン他水処理施設，油処理装置，３号機原子炉格納容器内取水設備，ＡＬＰＳ処理水希釈放出設備，５号
炉及び６号炉に係る原子炉施設のうち，５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備），その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設，放射性物質分析・研究施設第１棟，大型機器除染設備並びに減容処理設備に係る計装設備の建設・設置及び保守管理に関する業務を行う。
（33）土木基盤設備グループは，土木設備の建設・設置及び保守管理に関する業務（土木Ⅲ-2-5-4

基盤設備ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。
（34）土木水対策設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等（貯留設備を除く。
），滞留水を貯留する建屋及びサブドレン他水処理施設，
雨水処理設備等及び原子炉圧力容器・格納容器注水設備（処理水バッファタンク），その他安全確保設備等のうち，放射性固体廃棄物等の管理施設及び関連施設（サイトバンカ及び廃棄物集中処理建屋）に係る土木設備の建設・設置及び保守管理に関する業務を行う。また，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備
等（貯留設備）に係る土木設備の建設・設置及びサブドレン他水処理施設（地下水
ドレン集水設備）の運転管理に関する業務を行う。
（35）建築設備保守グループは，建築設備の保守管理に関する業務（建築設備保守ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。また，その他安
全確保設備等のうち，大型機器除染設備に係る電気設備の保守管理に関する業務を行う。
（36）建築設備建設グループは，建築設備の建設・設置に関する業務（建築設備建設ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（37）保安総括グループは，放射線管理のうち，放射線防護に係る装備品の管理，計測器の管理，放射線防護教育，管理区域入域許可等の管理及び放射線従事者登録に関する業務（保安総括ＧＭ以外の各プログラム部長及び各ＧＭが所管する業務を除く。
）
を行う。
（38）放射線防護グループは，放射線管理のうち，出入管理，個人線量管理及び構内施設（免震重要棟など）の放射線測定に関する業務を行う。
（39）放出・環境モニタリンググループは，放射線管理のうち，発電所内外の陸域・海域の環境モニタリング，放射性廃棄物管理のうち，液体廃棄物等の排水管理，１～４号炉等からの気体廃棄物の放出測定管理及び５・６号炉からの放射性気体廃棄物の放出管理に関する業務を行う。
（40）分析評価グループは，分析施設の運用，放射能・化学分析機器の管理並びに放射性物質分析・研究施設第１棟の運用及び保守管理，分析・データ評価に関する業務を行う。
（41）労働安全・防火グループは，防災安全の総括並びに初期消火活動のための設備の運用及び体制の整備に関する業務を行う。
（42）原子力防災グループは，原子力防災の総括及び緊急時対応の訓練計画・実施に関する業務を行う。
（43）水処理総括グループは，１～４号炉の汚染水及び滞留水の移送，処理及び貯留並びに多核種除去設備等により，トリチウム以外の放射性物質を告示濃度限度比総和１未満まで浄化処理した水（以下，ＡＬＰＳ処理水という。）の移送及び放出の総括に関する業務を行う。

Ⅲ-2-5-5

（44）水処理設備技術グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等及び多核種除去設備等の新設に係る機械設備の設計に関する業務を行う。
（45）水処理計画グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等の運転管理のうち，汚染水及び滞留水の移送，処理及び貯留並びにＡＬＰＳ処理水の移送及び放出の運転計
画に関する業務を行う。
（46）地下水対策設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等（滞留水移送装置），滞留水を貯留する建屋（陸側遮水壁），サブドレン他水処理施設に係る機械設備の設計，建設・設置及び保守管理並びに油処理装置に係る機械設備の設計，建設・設置，運転管理及び保守管理に関する業務（運用支援ＧＭ，作業管理ＧＭ，水処理計画ＧＭ及び水処理設備技術ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（47）滞留水処理設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等に係る機械設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務（水処理設備
技術ＧＭ，地下水対策設備ＧＭ，多核種除去設備ＧＭ及び貯留設備ＧＭが所管する業務を除く。
）を行う。
（48）多核種除去設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等（使用済セシウム吸着塔保管施設）及び多核種除去設備等に係る機械設備の設計，建設・設置及び保守管理に関する業務（水処理設備技術ＧＭが所管する業務
を除く。
）を行う。
（49）貯留設備グループは，１～４号炉に係る安全確保設備等のうち，汚染水処理設備等（貯留設備）に係る土木設備の保守管理，汚染水処理設備等（貯留設備の付帯設備），
雨水処理設備等及びＡＬＰＳ処理水希釈放出設備に係る機械設備の設計，建設・設
置及び保守管理並びに雨水処理設備等に係る計装設備の建設・設置及び保守管理に関する業務（水処理設備技術ＧＭが所管する業務を除く。）を行う。
３．各職位は次のとおり，当該業務にあたる。
（１）プロジェクトマネジメント室長及び廃炉安全・品質室長は，廃炉・汚染水対策最高責任者を補佐し，廃炉・汚染水対策最高責任者が各組織を指導監督するための報告及び助言を行うとともに，発電所組織が業務を行うための支援及び助言を行う。また，第４条の定めのとおり，当該室が所管するグループの業務を統括管理する。
（２）本社各部長（原子力人財育成センター所長を含む。）は，廃炉・汚染水対策最高責任者を補佐し，第４条の定めのとおり，当該部が所管するグループの業務を統括管理する。
（３）業務統括室長は，所長を補佐し，第４条の定めのとおり，所管するグループの業務を統括管理する。
（４）各プログラム部長は，所長を補佐し，所管するグループの業務を統括管理する。
（５）計画・設計センター所長は，所長を補佐し，第４条の定めのとおり，所管するグルⅢ-2-5-6

ープの業務を統括管理する。
（６）建設・運用・保守センター所長は，所長を補佐し，第４条の定めのとおり，所管する各部の業務を統括管理する。
（７）防災・放射線センター所長は，所長を補佐し，第４条の定めのとおり，所管する各部の業務を統括管理する。
（８）水処理センター所長は，所長を補佐し，第４条の定めのとおり，所管するグループの業務を統括管理する。
（９）発電所各部長は，第４条の定めのとおり，当該部が所管するグループの業務を統括管理する。
（10）本社廃炉安全・品質室各グループマネージャー及び発電所各グループマネージャー（以下「各ＧＭ」といい，当直長を含む。）は，グループ員（当直員を含む。）を指示・指導し，所管する業務を遂行するとともに，所管業務に基づき緊急時の措置，
保安教育ならびに記録及び報告を行う。
（11）グループ員（当直員を含む。
）は，ＧＭの指示・指導に従い，業務を遂行する。

Ⅲ-2-5-7

（福島第一廃止措置保安委員会）
第６条
本社に福島第一廃止措置保安委員会（以下「保安委員会」という。
）を設置する。
２．保安委員会は，原子炉施設の保安に関する次の事項を審議し，確認する。ただし，あらかじめ保安委員会にて定めた事項は，原子力発電保安運営委員会にて審議し，確認する。
（１）実施計画「Ⅱ 特定原子力施設の設計，設備」本文に記載の基本設計の変更（２）実施計画「Ⅲ 特定原子力施設の保安」の第１編及び第２編の変更（３）保安教育に関する事項（４）その他保安委員会で定めた審議事項
３．廃炉・汚染水対策最高責任者を委員長とする。
４．保安委員会は，委員長，プロジェクトマネジメント室長，廃炉安全・品質室長，原子力安全・統括部長,原子力運営管理部長,原子炉主任技術者に加え，ＧＭ以上の職位の者
から委員長が指名した者で構成する。
５．委員長は，保安上重要な審議結果について，定期的に社長に報告する。

Ⅲ-2-6-1

（原子力発電保安運営委員会）
第７条
発電所に原子力発電保安運営委員会（以下「運営委員会」という。）を設置する。
２．運営委員会は，発電所における原子炉施設の保安運営に関する次の事項を審議し，確認する。ただし，あらかじめ運営委員会にて定めた軽微な事項は，審議事項に該当しない。
（１）保安管理体制に関する事項（２）運転管理に関する事項（３）燃料管理に関する事項（４）放射性廃棄物管理に関する事項（５）放射線管理に関する事項（６）施設管理に関する事項（７）原子炉施設の改造に関する事項（８）緊急時における運転操作に関する事項
３．所長を委員長とする。
４．運営委員会は，委員長，廃炉安全・品質室長，計画・設計センター所長，原子炉主任
技術者，電気主任技術者に加え，ＧＭ以上の職位の者から委員長が指名した者で構成する。

Ⅲ-2-7-1

（原子炉主任技術者の選任）
第８条
廃炉・汚染水対策最高責任者は，原子炉主任技術者及び代行者を，原子炉主任技術者免状を有する者であって，次の業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
（１）原子炉施設の施設管理に関する業務（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．原子炉主任技術者は原子炉毎に選任し，複数の号炉を兼任させることができる。
３．原子炉主任技術者及び代行者は特別管理職とする。
４．１号炉から６号炉の原子炉主任技術者のうち少なくとも１名は部長以上に相当する者とし，第９条に定める職務を専任する。
５．第４項以外の原子炉主任技術者であって，複数の号炉を兼任していない場合には，廃炉
安全・品質室又は防災・放射線センターの職務を兼務できる。
６．第５項の原子炉主任技術者については，自らの担当している号炉について原子炉主任
技術者の職務と廃炉安全・品質室又は防災・放射線センターの職務が重複する場合には，原子炉主任技術者としての職務を優先し，廃炉安全・品質室又は防災・放射線センターの職務については，上位職の者が実施する。
７．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項から第５項に基づき，改めて原子炉主任技術者を選任する。

Ⅲ-2-8-1

（電気主任技術者の選任）
第８条の２
所長は，電気主任技術者を，第一種電気主任技術者免状又は第二種電気主任技術者免状を有する者の中から選任する。
２．電気主任技術者は，特別管理職とし，工事，運転，保守等の業務に直接係らない者とする。なお，該当者がいない場合は，これに準じる者とする。
３．電気主任技術者の代行者は，特別管理職とする。なお，該当者がいない場合は，これに準じる者とする。
４．電気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項及び第２項に基づき，改めて電気主任技術者を選任する。

Ⅲ-2-8 の 2-1

（原子炉主任技術者の職務等）
第９条
原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実に行うことを任務とし，「原子炉主任技術者職務運用マニュアル」に基づき，次の職務を遂行する。
（１）原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者へ指示する。
（２）表９－１に定める事項のうち，第１１８条及び第１１９条については，廃炉・汚染水対策最高責任者の承認に先立ち確認し，その他の事項については，所長の承認に先立ち確認する。
（３）表９－２に定める各職位からの報告内容等を確認する。
（４）表９－３に定める記録の内容を確認する。
（５）第１２１条第１項の報告を受けた場合は，自らの責任で確認した正確な情報に基づき，社長に直接報告する。
（６）保安の監督状況について，定期的に及び必要に応じて社長に直接報告する。
（７）保安委員会及び運営委員会に少なくとも１名が必ず出席する。
（８）その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。
２．原子炉施設の運転に従事する者は，原子炉主任技術者がその保安のためにする指示に
従う。
表９－１
条

文

第９２条（管理対象区域の設定及び解除）第９２条の２（管理区域の設定及び解除）第１１８条（所員への保安教育）
第１１９条（協力企業従業員への保安
教育）

内

容

第５項に定める建物等の内部における一時的な管理対象区域の設定及び解除
第７項に定める管理対象区域の設定及び解除第５項に定める一時的な管理区域の設定及び解除第７項に定める管理区域の設定及び解除
所員の保安教育実施計画
協力企業従業員の保安教育実施計画

Ⅲ-2-9-1

表９－２
条

文

内

第１７条（地震・火災等発生時の対応）

容

地震・火災が発生した場合に講じた措置の結果
運転上の制限を満足していないと判断し第７３条（運転上の制限を満足しない場合）

た場合
運転上の制限を満足していると判断した
場合
必要な安全措置第７４条（保全作業を実施する場合）

運転上の制限外から復帰していると判断した場合

第７６条（異常発生時の基本的な対応）

異常が発生した場合の原因調査及び対応
措置
運転上の制限を満足していないと判断した場合
放射性液体廃棄物又は放射性気体廃棄物について放出管理目標値を超えて放出した場合
外部放射線に係る線量当量率等に異常が第１２１条（報告）認められた場合
東京電力株式会社福島第一原子力発電所
原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則（以下「福島第一炉規則」という。
）第 18 条第 3 号から第 6 号
及び第 8 号から第 15 号に定める報告事象が生じた場合Ⅲ-2-9-2

表９－３
記

録 項 目

１．運転日誌・原子炉に使用している冷却材及び減速材の毎日の補給量
２．燃料に係る記録・使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置
・使用済燃料の払出し時における放射能の量
・燃料体の形状又は性状に関する検査の結果
３．引継日誌
４．放射線管理に係る記録・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しゃへい物の側壁における線量当量率
・管理区域における外部放射線に係る１週間の線量当量，空気中の放射性物質の１週間についての平均濃度及び放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度・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
５．放射性廃棄物管理に係る記録・放射性廃棄物の排気口又は排気監視設備及び排水口又は排水監視設備における放射性物質の１日間及び３月間についての平均濃度
・廃棄施設に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し，又は容器と一体的に固型化した場合には当該容器の数量及び比重並びにその廃棄の場所及び方法
・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
・発電所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経路
６．原子炉施設の巡視又は点検の結果
７．保安教育の実施報告書

Ⅲ-2-9-3

（電気主任技術者の職務等）
第９条の２
電気主任技術者は，事業用電気工作物（原子炉施設に限る。
）の工事，維持及び運用に関する保安（以下「電気工作物の保安」という。）の監督を誠実に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
（１）電気工作物の保安のための諸計画立案にあたっては，必要に応じて電気工作物の工事,維持及び運用に従事する者に対し指示又は指導・助言する。
（２）電気工作物の保安上必要な場合には，電気工作物の工事，維持及び運用に従事する者へ指示又は指導・助言する。
（３）法令に基づき行われる立入検査に立会う。
（４）使用前検査及び施設定期検査には，あらかじめ定めた区分に従って検査への立会い
又は検査記録の確認を行う。
（５）あらかじめ定められた点検すべき記録について，確認を行う。
（６）運営委員会に必ず出席する。
（７）その他，電気工作物の保安の監督に必要な職務を行う。
２．電気工作物の工事，維持及び運用に従事する者は，電気主任技術者がその保安のためにする指示に従う。

Ⅲ-2-9 の 2-1

（主任技術者の情報交換）
第９条の３
原子炉主任技術者及び電気主任技術者は，意思疎通を図るため，定期的に及び必要に応じて相互の職務について情報交換する。

Ⅲ-2-9 の 3-1

第２節 原子炉施設の定期的な評価
第１０条
削除

Ⅲ-2-10-1

第４章

運転管理

第１節 通則（構成及び定義）
第 11 条本章における原子炉の状態は，原子炉に燃料が装荷されていない状態とする。
２．第３節（第 72 条～第 75 条を除く。）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：運転上の制限（２）第２項：運転上の制限を満足していることを確認するために行う事項（３）第３項：運転上の制限を満足していないと判断した場合※１に要求される措置※１：運転上の制限を満足していないと判断した場合とは，次のいずれかをいう。
（１）第２項の確認を行ったところ，運転上の制限を満足していないと各ＧＭ※２が判断した場合（２）第２項の確認を行うことができなかった場合（３）第２項にかかわらず運転上の制限を満足していないと各ＧＭ※２が判断した場合※２：各ＧＭが不在で運転上の制限を満足していないと判断できない場合は，当直長が運転上の制限を満足していないと判断し，要求される措置を開始させる。

Ⅲ-2-11-1

３．用語の定義は，各条に特に定めがない場合は，次のとおりとする。
管理的手段 に 系統・設備に対する確認事項を実際に直接的に確認するのではなく，次よる確認の事項から１つないし複数を適切に組み合わせて間接的に確認することをいう。ただし，実際に直接的に確認することを妨げるものではない。
（１）当該系統・設備において，その機能に影響を及ぼす警報が発生していないこと。
（２）当該系統・設備の必要な機器に電源が供給されていること。
（３）当該系統・設備が機能することを示す至近の記録を確認すること。
（４）当該系統・設備に対して施錠又は区域管理等が実施されていること。

原子炉建屋 内 原子炉建屋内で照射された燃料の移動作業及び新燃料又は制御棒の移動で照射され た の際に照射された燃料上を通過する作業をいう。なお，照射された燃料燃料に係る 作 に係る作業の中止の措置が要求された場合であって，進行中の作業を安業全な状態で終了させる場合を除く。

速やかに第３節運転管理において「速やかに」とは，可能な限り短時間で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，意図的に遅延させることなく行うことを意味する。なお，要求される措置を実施する場合には，上記の主旨を踏まえた上で，組織的に実施する※３準備が整い次第行う活動を意味する。また，複数の「速やかに」実施することが要求される措置に規定されている場合は，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，残りの要求される措置を実施する。

安全確保設 備 「東京電力株式会社福島第一原子力発電所に設置される特定原子力施設等に対する『措置を講ずべき事項』に基づく『実施計画』の提出について」
において提出した実施計画に係る以下の設備等をいう。
（１）原子炉等の監視（２）残留熱の除去（３）原子炉格納施設雰囲気の監視等（４）燃料取出し及び取り出した燃料の適切な貯蔵・管理（５）電源の確保（６）電源喪失に対する設計上の考慮（７）放射性固体廃棄物の処理・保管・管理（８）放射性液体廃棄物の処理・保管・管理（９）放射性気体廃棄物の処理・管理（10）放射性物質の放出抑制等による敷地周辺の放射線防護等（11）作業者の被ばく線量の管理等（12）緊急時対策

Ⅲ-2-11-2

※３：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。
４．本編における「当直長」とは，５／６号炉の当直長をいう。

Ⅲ-2-11-3

第１１条の２
削除

Ⅲ-2-11 の 2-1

（原子炉の運転停止に関する恒久的な措置）
第１１条の３
当直長は，次の事項を遵守する。
（１）原子炉内に燃料を装荷しないこと。
（２）原子炉モードスイッチを「停止」位置から他の位置に切り替えないこと。

Ⅲ-2-11 の 3-1

（原子炉施設の運転員の確保）
第 12 条運用部長は，原子炉施設の運転に必要な知識を有する者を確保する。なお，原子炉施設の運転に必要な知識を有する者とは，原子炉施設の運転に関する実務の研修を受けた者をいう。
２．運用部長は，原子炉施設の運転にあたって前項で定める者の中から，１班あたり表 12に定める人数の者をそろえ，５班以上編成した上で２交替勤務を行わせる。なお，特別な事情がある場合を除き，運転員は連続して 24 時間を超える勤務を行ってはならない。
また，表 12 に定める人数のうち，１名は当直長とし，運転管理責任者として原子力規制委員会が定める基準に適合した者の中から選任された者とする。
３．運用部長は，表 12 に定める人数のうち，２名以上を主機操作員以上の職位にある運転員の中から常時中央制御室に確保する。
表 12
当直
１班あたりの人数

３名以上

Ⅲ-2-12-1

（巡視点検）第 13 条
当直長は，毎日１回以上，原子炉施設（第９４条の２第１項で定める区域を除く）を巡視し，次の施設のうち，復旧が終了したものについて点検を行う。ただし，水没箇所等の巡視困難な箇所を除く。
（１）原子炉冷却系統施設（２）電源，給排水及び排気施設
２．当直長は，「状態管理マニュアル」に基づき，第９４条の２第１項で定める区域の巡視を行う。

Ⅲ-2-13-1

（マニュアルの作成）
第 14 条
運用支援ＧＭは，次の各号に掲げる当直長又は運用支援ＧＭが実施する原子炉施設の運転管理に関する事項のマニュアルを作成し，制定・改定にあたっては，第７条第２項に基づき運営委員会の確認を得る。
（１）巡視点検に関する事項（２）異常時の操作に関する事項（３）警報発生時の措置に関する事項（４）原子炉施設の各設備の運転操作に関する事項（５）定例試験に関する事項

Ⅲ-2-14-1

（引 継）
第 15 条
当直長は，その業務を次の当直長に引き継ぐにあたり，運転日誌及び引継日誌を引き渡し，運転状況を申し送る。

Ⅲ-2-15-1

第 16 条削除

Ⅲ-2-16-1

（地震・火災等発生時の対応）
第 17 条各プログラム部長及び各ＧＭ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，その結果を所長及び原子炉主任技術者に報告する。
（１）震度５弱以上の地震が観測※１された場合は，地震終了後原子炉施設の損傷の有無を確認する。
（２）原子炉施設に火災が発生した場合は，早期消火及び延焼の防止に努め，鎮火後原子炉施設の損傷の有無を確認する。
２．初期消火活動のための体制の整備として，次の措置を講じる。
（１）労働安全・防火ＧＭは，発電所から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免震重要棟緊急時対策所及び新事務本館緊急時対策室に設置する※２｡（２）労働安全・防火ＧＭは，初期消火活動を行う要員として，１０名以上を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）労働安全・防火ＧＭは，初期消火活動を行うため，表１７に示す化学消防自動車及び泡消火薬剤を配備する。また，初期消火活動に必要なその他資機材を定め，配備する。
（４）当直長は，第１３条に定める巡視により，火災発生の有無を確認する。
（５）各プログラム部長及び各ＧＭは，震度５弱以上の地震が観測※１された場合は，地震終了後発電所内※３の火災発生の有無を確認するとともに，その結果を所長及び原子炉主任技術者に報告する。
（６）労働安全・防火ＧＭ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。
表１７
設備

数量

化学消防自動車※４

１台※５

泡消火薬剤

１５００リットル以上(化学消防自動車保有分を含む)
３．各プログラム部長及び各ＧＭ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,運用部長に報告する。運用部長は，所長，原子炉主任技術者及び各プログラム部長及び各ＧＭに連絡するとともに，必要に応じて原子炉施設の健全性を維持するための措置について協議する。

Ⅲ-2-17-1

※１：観測された震度は発電所周辺のあらかじめ定めた測候所等の震度をいう。
※２：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。
※３：重要度分類指針におけるクラス１，２，３の機能を有する構築物，系統及び機器とする。
※４：４００リットル毎分の泡放射を同時に２口行うことが可能な能力を有すること。
※５：化学消防自動車が，点検又は故障の場合には，※４に示す能力を有する水槽付消防ポンプ自動車等をもって代用することができる。

Ⅲ-2-17-2

（電源機能等喪失時の体制の整備）
第 17 条の 2
組織は，津波によって交流電源を供給する全ての設備，海水を使用して原子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済燃料プールを冷却する全ての設備の機能が喪失した場合（以下「電源機能等喪失時」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，次の各号に係る計画を策定する。
（１）電源機能等喪失時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）電源機能等喪失時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）電源機能等喪失時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，ホース及びその他資機材の配備
２．組織は，前項の計画に基づき，電源機能等喪失時における原子炉施設の保全のための活動を実施する。
３．組織は，第１項及び第２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。

Ⅲ-2-17 の 2-1

第２節 運転上の留意事項
第 18 条削除

Ⅲ-2-18-1

第３節 運転上の制限
第 19 条削除

Ⅲ-2-19-1

第 20 条削除

Ⅲ-2-20-1

第 21 条削除

Ⅲ-2-21-1

第 22 条削除

Ⅲ-2-22-1

第 23 条削除

Ⅲ-2-23-1

第 24 条削除

Ⅲ-2-24-1

第 25 条削除

Ⅲ-2-25-1

第 26 条削除

Ⅲ-2-26-1

第 27 条削除

Ⅲ-2-27-1

第 28 条削除

Ⅲ-2-28-1

第 29 条削除

Ⅲ-2-29-1

第 30 条削除

Ⅲ-2-30-1

第 31 条削除

Ⅲ-2-31-1

第 32 条削除

Ⅲ-2-32-1

第 33 条削除

Ⅲ-2-33-1

第 34 条削除

Ⅲ-2-34-1

第 35 条削除

Ⅲ-2-35-1

第 36 条削除

Ⅲ-2-36-1

第 37 条削除

Ⅲ-2-37-1

第 38 条削除

Ⅲ-2-38-1

第 39 条削除

Ⅲ-2-39-1

第 40 条削除

Ⅲ-2-40-1

第 41 条削除

Ⅲ-2-41-1

第 42 条削除

Ⅲ-2-42-1

第 43 条削除

Ⅲ-2-43-1

第 44 条削除

Ⅲ-2-44-1

第 45 条削除

Ⅲ-2-45-1

第 46 条削除

Ⅲ-2-46-1

第 47 条削除

Ⅲ-2-47-1

第 48 条削除

Ⅲ-2-48-1

第 49 条削除

Ⅲ-2-49-1

第 50 条削除

Ⅲ-2-50-1

第 51 条削除

Ⅲ-2-51-1

第 52 条削除

Ⅲ-2-52-1

第 53 条削除

Ⅲ-2-53-1

第 54 条削除

Ⅲ-2-54-1

（使用済燃料プールの水位及び水温）
第 55 条
使用済燃料プールの水位及び水温は，表 55－１で定める事項を運転上の制限とする。
２．使用済燃料プールの水位及び水温が前項で定める運転上の制限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，使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近にあること並びに使用済燃料プールの水温が 65℃以下であることを毎日１回確認する。
３．当直長は，使用済燃料プールの水位又は水温が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表 55－２の措置を講じる。
表 55－１
項目

運転上の制限使用済燃料プールの水位

オーバーフロー水位付近にあること

使用済燃料プールの水温

65℃以下

表 55－２条

件要求される措置

A. 使 用 済 燃 料 プ A1. 使用済燃料プールの水位を維持するための注水手段
ールが運転上が確保されていることを確認する。

の制限を満足

完了時間
速やかに
その後
毎日１回

し て い な い と 及び判断した場合A2. 使用済燃料プール内での照射された燃料に係る作業を中止する。ただし，移動中の燃料は所定の場所に移動する。

Ⅲ-2-55-1

速やかに第 56 条削除

Ⅲ-2-56-1

第 57 条削除

Ⅲ-2-57-1

第 58 条削除

Ⅲ-2-58-1

（外部電源）第 59 条外部電源※１は表 59－１で定める事項を運転上の制限とする。ただし，送電線事故等による瞬停時を除く。
２．外部電源が前項に定める運転上の制限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，外部電源の電圧が確立していることを１週間に１回確認する。
３．当直長は，外部電源が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表 59－２の措置を講じる。
※１：外部電源とは，電力系統からの電力を第 66 条で要求される非常用交流高圧電源母線に供給する設備をいう。
表 59－１
項目

運転上の制限
※２

外部電源

１系列

が動作可能であること※２：外部電源の系列数は，非常用交流高圧電源母線に対して電力供給することができる発電所外からの送電線の回線数とし，各々の非常用交流高圧電源母線について求められる。
表 59－２条

件要求される措置

A.運転上の制限を満足 A1.外部電源を１系列動作可能な状態に復旧する。

完了時間
速やかに

していないと判断 及びした場合

A2.原子炉建屋内で照射された燃料に係る作業を中止する。

Ⅲ-2-59-1

速やかに第 60 条削除

Ⅲ-2-60-1（非常用ディーゼル発電機）
第 61 条
非常用ディーゼル発電機※１※２は表 61－１で定める事項を運転上の制限とする。
２．非常用ディーゼル発電機が前項に定める運転上の制限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，非常用ディーゼル発電機が運転可能であることを次の事項により確認する。
①非常用ディーゼル発電機を待機状態から始動し，無負荷運転時の電圧が 6,900±345
Ｖ及び周波数が 50±1Ｈｚであること並びに引き続き非常用交流高圧電源母線に並列できることを１ヶ月に１回確認する。
②表 61－１で要求されるディーゼル発電機のデイタンクレベルが表 61－２に定める値を満足していることを１ヶ月に１回確認する。ただし，非常用ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後２日間を除く。
３．当直長は，非常用ディーゼル発電機が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表 61－３の措置を講じる。
※１：非常用ディーゼル発電機とは，Ａ系，Ｂ系の非常用ディーゼル発電機をいう。
※２：当直長は，非常用ディーゼル発電機を待機除外にする場合には，１／２／３／４号
炉の当直長に通知する。
表 61－１
項

目

交流電源

運転上の制限非常用ディーゼル発電機を含め２台の非常用発電設備 ※３が動作可能であること※３：非常用発電設備とは，非常用ディーゼル発電機及び必要な電力供給が可能な非常用発電機をいう。なお，非常用発電機は，複数の号炉で共用することができる。

Ⅲ-2-61-1

表 61－２
項目

非常用ディーゼル発電

５号炉

５号炉

６号炉

６号炉

Ａ系

Ｂ系

Ａ系

Ｂ系

3,430ｍｍ 3,430ｍｍ 2,829ｍｍ 2,299ｍｍ

機デイタンクレベル

以上

以上

以上

以上

表 61－３条

件要求される措置

A.運転上の制限を満足 A1.運転上の制限を満足させる措置を開始する。

完了時間
速やかに

していないと判断し 及びた場合

A2.原子炉建屋内で照射された燃料に係る作業を中止する。

Ⅲ-2-61-2

速やかに（非常用ディーゼル発電機燃料油等）
第 62 条ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気は，表 62－１で定める事項を運転上の制限とする。ただし，非常用ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後２日間を除く。
２．ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気が，前項で定める運転上の制限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，ディーゼル燃料油，潤滑油及び起動用空気が第 61 条で動作可能であることを要求される非常用ディーゼル発電機に対し必要量確保されていることを，付表 62－１，付表 62－２及び付表 62－３で１ヶ月に１回確認する。
３．当直長は，ディーゼル燃料油，潤滑油又は起動用空気が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表 62－２の措置を講じる。
表 62－１
項目

運転上の制限ディーゼル燃料油，

第 61 条で動作可能であることを要求される非常用ディーゼル発電機

潤滑油及び起動用空気に対し必要量確保されていること

付表 62－１
項

目

No.3

No.6

ディーゼル燃料油（軽油 2,180ｍｍ以上
タンクレベル）

1,291ｍｍ以上※１(1,490ｍｍ

以上)

５号炉

５号炉

６号炉

６号炉

Ａ系

Ｂ系

Ａ系

Ｂ系

潤滑油（サンプタンク 1,815ｌ

1,815ｌ2,300ｌ

1,900ｌ

貯油量）

以上

以上

以上

付表 62－２
項目

以上※１：６号炉Ａ系ディーゼル発電機が要求されない場合

Ⅲ-2-62-1

付表 62－３
１．５号炉
項

目

５号炉Ａ系

５号炉Ｂ系

起動用空気

2.16ＭＰａ[gage]

2.16ＭＰａ[gage]（自動用空気

以上

以上

貯槽圧力）
２．６号炉
項

目

６号炉Ａ系

６号炉Ｂ系

起動用空気

2.16ＭＰａ[gage]

2.16ＭＰａ[gage]（自動用空気

以上

以上

貯槽圧力）
表 62－２条

件要求される措置

完了時間

A.非常用ディーゼル発電機１台以上の軽油タ A1.制限値以内に復旧する。

２日間

ンクレベルが付表62－１を満足しない場合
B.非常用ディーゼル発電機１台以上の潤滑油 B1.制限値以内に復旧する。

２日間

貯油量が付表62－２を満足しない場合
C.非常用ディーゼル発電機１台以上の起動用 C1.制限値以内に復旧する。

２日間

空気貯槽圧力が付表62－３を満足しない場
合D.条件Ａで要求される措置を完了時間内に達 D1.当該非常用ディーゼル発電機を動作成できない場合不能とみなす。

E.条件Ｂ又はＣで要求される措置を完了時間 E1.当該非常用ディーゼル発電機を動作内に達成できない場合

速やかに不能とみなす。

Ⅲ-2-62-2

速やかに第 63 条削除

Ⅲ-2-63-1

（直流電源）第 64 条直流電源は表 64－１で定める事項を運転上の制限とする。
２．直流電源が前項で定める運転上の制限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，第 66 条で要求される直流電源母線に接続する蓄電池及び充電器※１について，浮動充電時の蓄電池電圧が 126Ｖ以上であることを１週間に１回確認する。
※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なる。
３．当直長は，直流電源が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表 64－２の措置を講じる。
表 64－１
項目

直流電源

運転上の制限第 66 条で要求される直流電源が動作可能であること

表 64－２条

件要求される措置

A.要求される直流電源 A1.要求される蓄電池又は充電器を動作可能な状態にの蓄電池又は充電器が動作不能の場合

完了時間
速やかに

復旧する措置を開始する。
及び
A2.原子炉建屋内で照射された燃料に係る作業を中止する。

Ⅲ-2-64-1

速やかに第 65 条削除

Ⅲ-2-65-1

（所内電源系統）
第 66 条
所内電源系統は表 66－１で定める事項を運転上の制限とする。ただし，送電線事故等による瞬停時を除く。
２．所内電源系統が前項で定める運転上の制限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，第 61 条で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧電源母線及び直流電源母線が受電されていることを１週間に１回確認する。
３．当直長は，所内電源系統が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した
場合，表 66－２の措置を講じる。
表 66－１項

目

所内電源系統運転上の制限第 61 条で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧電源母線及び直流電源母線が受電されていること

表 66－２条
件
A.要求される非常用交流高圧電源母線又は直流電源
母線が電源喪失の場合要求される措置A1.要求される所内電源系統を動作可能な状態に復旧する措置を開始する。
及び
A2.原子炉建屋内で照射された燃料に係る作業を中止する。

Ⅲ-2-66-1

完了時間
速やかに

速やかに

第 67 条削除

Ⅲ-2-67-1

第 68 条削除

Ⅲ-2-68-1

第 69 条削除

Ⅲ-2-69-1

第 70 条削除

Ⅲ-2-70-1

第 71 条削除

Ⅲ-2-71-1

（運転上の制限の確認）
第 72 条
各ＧＭは，運転上の制限を第３節各条の第２項で定める事項※１で確認する。
２．第３節各条の第２項で定められた頻度及び第３項の要求される措置に定められた当該措置の実施頻度に関して，その確認の間隔は，表 72 に定める範囲内で延長することができる※２。ただし，確認回数の低減を目的として，恒常的に延長してはならない。なお，
定められた頻度以上で実施することを妨げるものではない。
３．各ＧＭは，第３節各条の第２項で定める事項を行うことができなかった場合，運転上の制限を満足していないと判断するが，この場合は判断した時点から第３節各条の第３項の要求される措置を開始するのではなく，判断した時点から速やかに当該事項を実施
し，運転上の制限を満足していることを確認することができる。この結果，運転上の制限を満足していないと判断した場合は，この時点から第３節各条の第３項の要求される措置を開始する。
４．各ＧＭは，運転上の制限が適用される時点から，第３節各条の第２項で定める頻度（期間）以内に最初の運転上の制限を確認するための事項を実施する。ただし，特別な定めがある場合を除く。
５．運転上の制限を確認するための事項を実施している期間は，当該運転上の制限を満足していないと判断しなくてもよい。
６．第３節各条の第２項で定める事項が実施され，かつその結果が運転上の制限を満足していれば，第３節各条の第２項で定める事項が実施されていない期間は，運転上の制限が満足していないと判断しない。ただし，第 73 条第２項で運転上の制限を満足していな
いと判断した場合を除く。
※１：第 72 条から第 75 条を除く。以下，第 73 条及び第 74 条において同じ。
※２：第２節で定められた頻度も適用される。

Ⅲ-2-72-1

表 72
頻
保安規定で定める頻度度延長できる時間

毎日１回

備

考

所定の直の時間帯で確認する。

１週間に１回２日

１ヶ月に１回

７日

Ⅲ-2-72-2

日単位の間隔で確認する。
同上
なお，１ヶ月は 31 日とする。

（運転上の制限を満足しない場合）
第 73 条運転上の制限を満足しない場合とは，各ＧＭが第３節で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合をいう。なお，各ＧＭは，この判断を速やかに行う。
２．各ＧＭは，第３節各条の第２項で定める事項が実施されていない期間においても，運転上の制限に関係する事象が発見された場合は，運転上の制限を満足しているかどうかの判断を速やかに行う。
３．各ＧＭは，ある運転上の制限を満足していないと判断した場合に，当該条文の要求される措置に定めがある場合を除き，他の条文における運転上の制限を満足していないと判断しなくてもよい。
４．各ＧＭは，運転上の制限を満足していないと判断した場合，運用部長に報告し，運用部長は所長及び原子炉主任技術者に報告する。
５．各ＧＭは，運転上の制限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。
６．各ＧＭは，当該運転上の制限を満足していると判断した場合は，運用部長に報告し，運用部長は原子炉主任技術者に報告する。
７．各ＧＭは，次の各号を適用することができる。
（１）運転上の制限を満足していないと判断している期間中は，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項で定められた事項を実施しなくてもよい。ただし，当該条文の第２項で定める頻度で実施しなかった事項については，運転上の制限を満足していると判断した後，速やかに実施する。
（２）運転上の制限を満足していると判断した場合は，それ以後要求される措置を実施しなくてもよい。
（３）要求される措置を実施した場合，その内容が第３節各条の第２項で定める事項と同じである場合は，当該事項を実施したとみなすことができる。
（４）当該運転上の制限を満足していると判断するにあたり，その内容が当該条文の第２項で定める事項と同じである場合は，当該事項を実施したとみなすことができる。

Ⅲ-2-73-1

（保全作業を実施する場合）
第 74 条各プログラム部長及び各ＧＭは，保全作業（試験を含む）を実施するため計画的に運転上の制限外に移行する場合は，あらかじめ必要な安全措置※１を定め，原子炉主任技術者の確認を得て実施する。
２．第１項の実施については，第 73 条第１項の運転上の制限を満足しない場合とはみなさない。
３．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項に基づく保全作業を行う場合，関係プログラ
ム部長及び関係ＧＭと協議し実施する。
４．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項に基づく保全作業を開始する場合は，当直長に報告する。第１項の実施にあたっては，運転上の制限外へ移行した時点を保全作業に対する完了時間の起点とする。
５．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項を実施する場合，第 73 条第３項及び第７項に準拠する。
６．第１項において，保全作業中に必要な安全措置を実施できなかった場合，各プログラ
ム部長及び各ＧＭは当該運転上の制限を満足していないと判断する。
７．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項を実施し，当該運転上の制限外から復帰していると判断した場合は，運用部長に報告し，運用部長は原子炉主任技術者に報告する。
※１：第３節各条の第２項に基づく事項として同様の措置を実施している場合は，必要な安全措置に代えることができる。

Ⅲ-2-74-1

（運転上の制限に関する記録）
第 75 条
当直長は，自ら運転上の制限を満足していないと判断した場合，次の各号を引継日誌に記録する。
（１）運転上の制限を満足していないと判断した場合は，当該運転上の制限及び満足していないと判断した時刻（２）要求される措置を実施した場合は，当該措置の実施結果（保全作業を含む）（３）運転上の制限を満足していると判断した場合は，満足していると判断した時刻
２．当直長は，自ら第 74 条第１項で定める保全作業を実施した場合又は各プログラム部長
及び各ＧＭから第 74 条第１項で定める保全作業を実施した連絡を受けた場合，次の各号を引継日誌に記録する。
（１）第 74 条第１項で定める保全作業を実施した場合は，適用除外とした運転上の制限，
その時刻及び保全作業の内容（２）必要な安全措置を実施した場合は，当該措置の実施結果（３）運転上の制限外から復帰した場合は，復帰した時刻

Ⅲ-2-75-1

（異常発生時の基本的な対応）
第 76 条
当直長は，放射性物質の原子炉施設外への漏えいがある場合又はそのおそれがあると判断した場合には，運用部長に報告するとともに，それを抑制するために必要な措置を講じる。
２．各プログラム部長，運用部長及び各ＧＭは，第１項について次に示す必要な措置を講じる。
（１）運用部長は，各プログラム部長及び各ＧＭに異常の原因調査及び対応措置を指示す
るとともに，異常が発生したことを所長及び原子炉主任技術者に報告する。
（２）各プログラム部長及び各ＧＭは，異常の原因調査及び対応措置を実施するとともに，異常の原因及び対応措置について運用部長に報告する。
（３）運用部長は，異常の原因及び対応措置を所長及び原子炉主任技術者に報告するとともに，当直長に連絡する。

Ⅲ-2-76-1

（異常時の措置）
第 77 条
当直長は，第 76 条第１項の異常が発生した場合は，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じる。

Ⅲ-2-77-1

（異常収束後の措置）
第 78 条
当直長は，第 76 条第１項の異常収束後，その原因に対する対策が講じられていることを確認する。

Ⅲ-2-78-1

第５章 燃料管理（新燃料の運搬）第７９条
プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉又は６号炉の新燃料を新燃料輸送容器から取り出す場合及び新燃料輸送容器に収納する場合は，原子炉建屋クレーンを使用する。
２．プール燃料取り出しプログラム部長は，管理対象区域内において，５号炉又は６号炉の新燃料を運搬する場合は，次の事項を遵守する。
（１）車両への積付けは，運搬中に移動，転倒又は転落を防止する措置を講じること。
（２）法令に定める危険物と混載しないこと。
（３）新燃料が臨界に達しない措置を講じること。※１（４）法令に適合する容器に封入すること。※１（５）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。
３．プール燃料取り出しプログラム部長は，６号炉において，４号炉の新燃料を構内用輸送容器から取り出す場合及び構内用輸送容器に収納する場合は，燃料取替機を使用する。
４．プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉又は６号炉の新燃料を発電所外に運搬する場合は，所長の承認を得る。
５．福島第一炉規則第１４条の２第４項を適用している間は，本条は適用とならない。
※１：発電所構外より発電所構内に搬入される場合は，発送前確認をもって代えることができる。

Ⅲ-2-79-1

（新燃料の貯蔵）
第８０条
プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉又は６号炉に新燃料を貯蔵する場合は，次の事項を遵守する。ただし，次項の４号炉の新燃料を貯蔵する場合を除く。
（１）新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プール（以下「貯蔵施設」という。）に貯蔵すること。
（２）貯蔵施設の目につきやすい場所に貯蔵上の注意事項を掲示すること。
（３）原子炉建屋クレーン又は燃料取替機を使用すること。
（４）貯蔵施設において新燃料が臨界に達しない措置を講じること。
２．プール燃料取り出しプログラム部長は，６号炉に４号炉の新燃料を貯蔵する場合は，次の事項を遵守する。
（１）使用済燃料プールに貯蔵すること。
（２）使用済燃料プールの目につきやすい場所に貯蔵上の注意事項を掲示すること。
（３）燃料取替機を使用すること。
（４）使用済燃料プールにおいて新燃料が臨界に達しない措置を講じること。

Ⅲ-2-80-1

第８１条
削除

Ⅲ-2-81-1

第８２条
削除

Ⅲ-2-82-1

第８３条
削除

Ⅲ-2-83-1

第８４条
削除

Ⅲ-2-84-1

（使用済燃料の貯蔵）
第８５条
プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉又は６号炉の使用済燃料を貯蔵する場合
は，次の事項を遵守する。
（１）表８５に定める貯蔵可能な使用済燃料貯蔵施設の使用済燃料プール，使用済燃料共
用プール又は使用済燃料乾式キャスク仮保管設備に貯蔵すること。使用済燃料乾式キャスク仮保管設備に貯蔵する場合には，使用済燃料乾式貯蔵容器又は使用済燃料輸送
貯蔵兼用容器に収納されていることを確認すること。
（２）使用済燃料プールにおいては燃料取替機を使用し，使用済燃料共用プールにおいては燃料取扱装置を使用すること。
（３）使用済燃料プール及び使用済燃料共用プールにおいて燃料が臨界に達しない措置を講じること。
（４）使用済燃料乾式キャスク仮保管設備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。
２．プール燃料取り出しプログラム部長は，使用済燃料輸送貯蔵兼用容器に５号炉又は６号炉の使用済燃料を収納する場合は，次の事項を遵守する。
（１）福島第一炉規則第 15 条第 2 項第 2 号に基づき，使用済燃料を選定すること。
（２）使用済燃料について，貯蔵の終了まで密封し，健全性を維持するよう容器に封入すること。
３．プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉及び６号炉の使用済燃料プール，使用済燃料共用プール並びに使用済燃料乾式キャスク仮保管設備の目につきやすい場所に貯蔵上の注意事項を掲示すること。
４．１／２／３／４号炉の当直長は，使用済燃料乾式キャスク仮保管設備に貯蔵している
使用済燃料乾式貯蔵容器並びに使用済燃料輸送貯蔵兼用容器の密封性能及び除熱性能が保持されていることを監視するとともに，その結果，異常が認められた場合にはプール
燃料取り出しプログラム部長に連絡し，プール燃料取り出しプログラム部長は必要な措置を講じる。ただし，密封性能及び除熱性能の監視を行うための監視設備が設置されるまでの間は，プール燃料取り出しプログラム部長は密封性能及び除熱性能が保持されていることを確認するとともに，その結果，異常が認められた場合には必要な措置を講じる。

Ⅲ-2-85-1

表８５
各号炉の使用済燃料
５号炉
６号炉

貯蔵可能な使用済燃料貯蔵施設
５号炉の使用済燃料プール，使用済燃料共用プール※１又は使用済燃料乾式キャスク仮保管設備※２６号炉の使用済燃料プール，使用済燃料共用プール※１又は使用済燃料乾式キャスク仮保管設備※２※１：使用済燃料共用プールには，使用済燃料プール又は炉内で１９ヶ月以上冷却した燃料を貯蔵する。
※２：使用済燃料乾式キャスク仮保管設備に貯蔵する使用済燃料乾式貯蔵容器には，使用済燃料プール又は使用済燃料共用プールで既設については４年以上，増設については１３年以上冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全である
ことを確認した使用済燃料（８×８燃料，新型８×８燃料及び新型８×８ジルコニ
ウムライナ燃料）を収納する。ただし，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納した燃料を使用済燃料共用プールに貯蔵した燃料と入れ替える場合は，使用済燃料プール又は使用済燃料共用プールで１３年以上冷却された燃料を使用済燃料乾式貯蔵容器に収納する。使用済燃料輸送貯蔵兼用容器には，使用済燃料プール又は使用済燃料共用
プールで１８年以上冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料（新型８×８ジルコニウムライナ燃料）を収納するとともに，使用済燃料のタイプ，燃焼度に応じた配置とする。

Ⅲ-2-85-2

（使用済燃料の運搬）
第８６条
プール燃料取り出しプログラム部長は，発電所内において，５号炉又は６号炉から使用済燃料を運搬する場合は，次の事項を遵守し，使用済燃料プールにおいて構内用輸送容器に収納する。
（１）法令に適合する容器を使用すること。
（２）燃料取替機を使用すること。
（３）使用済燃料が臨界に達しない措置を講じること。
（４）収納する使用済燃料のタイプ及び冷却期間が，容器の収納条件に適合していること。
２．プール燃料取り出しプログラム部長は，発電所内において，５号炉又は６号炉から使用済燃料を収納した構内用輸送容器を運搬する場合は，次の事項を遵守する。
（１）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。
（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とともに，誘導車を配置すること。
（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。
３．プール燃料取り出しプログラム部長は，使用済燃料共用プールにおいて，５号炉又は６号炉の使用済燃料を収納した構内用輸送容器から使用済燃料を取り出す場合及び構内用輸送容器へ使用済燃料を収納する場合，燃料取扱装置を使用する。
４．プール燃料取り出しプログラム部長は，５号炉又は６号炉において，構内用輸送容器
から使用済燃料を取り出す場合，使用済燃料プールにおいては燃料取替機を使用する。
５．プール燃料取り出しプログラム部長は，発電所内において，使用済燃料共用プールから使用済燃料を運搬する場合は，次の事項を遵守し，使用済燃料共用プールにおいて使用済燃料乾式貯蔵容器又は使用済燃料輸送貯蔵兼用容器に収納する。
（１）法令に適合する容器を使用すること。
（２）燃料取扱装置を使用すること。
（３）使用済燃料が臨界に達しない措置を講じること。
（４）収納する使用済燃料のタイプ，冷却期間及び配置が，容器の収納条件に適合していること。

Ⅲ-2-86-1

６．プール燃料取り出しプログラム部長は，発電所内において，使用済燃料を収納した使用済燃料乾式貯蔵容器又は使用済燃料輸送貯蔵兼用容器を運搬する場合は，次の事項を遵守する。
（１）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。
（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とともに，誘導車を配置すること。
（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。
７．プール燃料取り出しプログラム部長は，使用済燃料共用プールにおいて，使用済燃料
乾式貯蔵容器又は使用済燃料輸送貯蔵兼用容器から使用済燃料を取り出す場合，燃料取扱装置を使用する。

Ⅲ-2-86-2

第６章 放射性廃棄物管理（放射性固体廃棄物の管理）
第８７条
各プログラム部長及び各ＧＭは，次に定める放射性固体廃棄物等の種類に応じて，それぞれ定められた処理を施した上で，当該の廃棄施設等に貯蔵※1 又は保管する。
（１）原子炉内で照射された使用済制御棒，チャンネルボックス等は，プール燃料取り出
しプログラム部長が使用済燃料プールに貯蔵，若しくはチャンネルボックス等については使用済燃料共用プールに貯蔵する。
（２）５号炉及び６号炉で発生した使用済樹脂及びフィルタスラッジは，当直長が使用済
樹脂貯蔵タンク等に貯蔵する。また，５号炉及び６号炉で発生した使用済樹脂を焼却する場合には，運用支援ＧＭが雑固体廃棄物焼却設備及び増設雑固体廃棄物焼却設備
で焼却し，焼却灰をドラム缶等の容器に封入すること等により汚染の広がりを防止す
る措置を講じた上で，廃棄物対策プログラム部長が固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」という。
）に保管する。
（３）その他の雑固体廃棄物は，各プログラム部長及び各ＧＭがドラム缶等の容器に封入すること等により汚染の広がりを防止する措置を講じ，廃棄物対策プログラム部長が貯蔵庫に保管する。また，その他の雑固体廃棄物を焼却する場合には，運用支援ＧＭ
が雑固体廃棄物焼却設備及び増設雑固体廃棄物焼却設備で焼却し，焼却灰をドラム缶等の容器に封入すること等により汚染の広がりを防止する措置を講じた上で，廃棄物対策プログラム部長が貯蔵庫に保管する。
（４）金属及びコンクリート廃棄物は，運用支援ＧＭが減容処理設備で減容し，減容した
廃棄物を容器に収納すること等により汚染の広がりを防止する措置を講じた上で，廃棄物対策プログラム部長が貯蔵庫に保管する。
２．各プログラム部長及び各ＧＭは，放射性固体廃棄物を封入又は固型化したドラム缶等※
２の容器には，放射性廃棄物を示す標識を付け，かつ表１２０－１の放射性固体廃棄物に係る記録と照合できる整理番号をつける。
３．各プログラム部長及び各ＧＭは，次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）廃棄物対策プログラム部長は，貯蔵庫における放射性固体廃棄物の保管状況を確認するために，１ヶ月に１回貯蔵庫を巡視するとともに，事故前の保管量の推定値を元に保管物の出入りを確認する。
（２）当直長は，使用済樹脂貯蔵タンク等における５号炉及び６号炉で発生した使用済樹脂及びフィルタスラッジの貯蔵状況を監視し，３ヶ月に１回貯蔵量を確認する。

Ⅲ-2-87-1

（３）廃棄物対策プログラム部長は，サイトバンカにおける原子炉内で照射された使用済
制御棒，チャンネルボックス等について，事故前の保管量の推定値を元に保管物を確認する。また，プール燃料取り出しプログラム部長は，使用済燃料プールにおける原子炉内で照射された使用済制御棒，チャンネルボックス等について，事故前の貯蔵量の推定値を元に貯蔵物の出入りを確認するとともに，使用済燃料共用プールについて
は，原子炉内で照射されたチャンネルボックス等の貯蔵状況を確認するために，１ヶ月に１回使用済燃料共用プールを巡視するとともに，３ヶ月に１回貯蔵量を確認する。
４．廃棄物対策プログラム部長は貯蔵庫及びサイトバンカの目につきやすい場所に管理上の注意事項を掲示する。
５．各プログラム部長及び各ＧＭは管理対象区域内において放射性固体廃棄物を運搬する
場合は，次の事項を遵守する。
（１）容器等の車両への積付けは，運搬中に移動，転倒又は転落を防止する措置を講じること。
（２）法令に定める危険物と混載しないこと。
※１：貯蔵とは，保管の前段階のもので，廃棄とは異なるものをいう。
※２：ドラム缶等とは，ドラム缶に収納された放射性固体廃棄物，ドラム缶以外の容器に収納された放射性固体廃棄物，開口部閉止措置を実施した大型廃棄物をいう。

Ⅲ-2-87-2

（発電所の敷地内で発生した瓦礫等の管理）
第８７条の２発電所の敷地内で発生した瓦礫等※１について，廃棄物対策プログラム部長は，固体廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」という。
）及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設※２及び伐採木一時保管槽※３を含む。）について，柵，ロープ等により区画を行い，人がみだ

りに立ち入りできない措置を講じる。また，遮へいが効果的である場合は遮へいを行う。
２．各プログラム部長及び各ＧＭは，次に定める瓦礫等の種類に応じて，回収したものを一時保管エリアに運搬する。また，切断等の減容処理や発電所敷地内での再利用をすることができる。なお，運用支援ＧＭが雑固体廃棄物焼却設備及び増設雑固体廃棄物焼却設備で焼却する場合には，第８７条に定める措置を講じる。また，運用支援ＧＭが減容処理設備で減容する場合には，減容した瓦礫等を容器に収納すること等により汚染の広がりを防止する措置を講じた上で，廃棄物対策プログラム部長が貯蔵庫及び発電所内の一時保管エリアに保管する。
（１）発電所敷地内で発生した瓦礫類※４は，各プログラム部長及び各ＧＭが，瓦礫類の線量率を測定し，その線量率に応じて，廃棄物対策プログラム部長があらかじめ定めた
線量率の目安値に応じて指定した貯蔵庫，覆土式一時保管施設又は発電所内の屋外一時保管エリアに運搬し，遮へいや容器収納，シート養生等の措置を講じる。
（２）発電所において発生した使用済保護衣等※５は，廃棄物対策プログラム部長が，袋又は容器に収納して発電所内の一時保管エリアに運搬する。なお，廃棄物対策プログラ
ム部長は圧縮等をすることができる。
（３）伐採木は，各プログラム部長及び各ＧＭが，発電所内の屋外一時保管エリアに運搬する。配置の際には積載制限，通気性確保，伐採木一時保管槽への収納等の防火対策を講じる。
３．廃棄物対策プログラム部長は，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じる。
（１）貯蔵庫及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設及び伐採木一時保管槽を含む。
）における瓦礫類，使用済保護衣等，伐採木の一時保管状況を確認するために，
１週間に１回一時保管エリアを巡視するとともに，１ヶ月に１回一時保管量を確認す
る。
（２）覆土式一時保管施設において，覆土完了後，槽内の溜まり水の有無を定期的に確認
し，溜まり水が確認された場合には回収する。
（３）伐採木一時保管槽において，定期的に温度監視を実施する。
（４）貯蔵庫及び発電所内の一時保管エリア（覆土式一時保管施設及び伐採木一時保管槽を含む。
）における瓦礫類，使用済保護衣等及び伐採木の一時保管エリアの空間線量率
並びに空気中放射性物質濃度を定期的に測定するとともに，線量率測定結果を表示する。

Ⅲ-2-87 の 2-1

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

Ⅲ-2-87 の 2-2

（５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備）で発生した廃棄物の管理）
第８７条の３
多核種除去設備ＧＭは，表８７の３－１に定める放射性廃棄物を定められた貯蔵施設に貯蔵する。
２．多核種除去設備ＧＭは，表８７の３－１に定める貯蔵施設において次の事項を確認す
るとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）放射性廃棄物の貯蔵状況を１週間に１回確認する。
３．１～６号機械設備ＧＭは，５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備）浄化装置で使用したキレート樹脂及びゼオライト並びに淡水化装置で使用した逆浸透膜及びフィルタ類を
固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵する際は，保管容器に収納後，保管容器表面の線量率を測定する。
４．廃棄物対策プログラム部長は，表８７の３－２に定める貯蔵箇所において次の事項を確認するとともに，その結果異常が認められた場合には必要な措置を講じる。
（１）廃棄物の貯蔵状況を確認するために，１週間に１回貯蔵箇所を巡視するとともに，１ヶ月に１回貯蔵量を確認する。
（２）空間線量率及び空気中放射性物質濃度を定期的に測定するとともに，線量率測定結果を表示する。
表８７の３－１
放射性廃棄物の種類

貯蔵施設

５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備）浄化ユニットで使用したセシウム／ストロン

使用済セシウム吸着塔一時保管施設

チウム同時吸着材吸着塔
表８７の３－２
廃棄物の種類貯蔵箇所

５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備）浄化装置で使用したキレート樹脂及びゼオラ
イト
５・６号炉仮設設備（滞留水貯留設備）淡

固体廃棄物貯蔵庫

水化装置で使用した逆浸透膜及びフィルタ類

Ⅲ-2-87 の 3-1（放射性液体廃棄物の管理）
第８８条
放射性液体廃棄物の海洋への放出は，関係省庁の了解なくしては行わないものとする。
２．分析評価ＧＭは，表８８－１に定める項目について，同表に定める頻度で測定し，測定した結果を放出・環境モニタリングＧＭに通知する。また，放出・環境モニタリング
ＧＭは，次の事項を管理するとともに，その結果を当直長に通知する。
（１）放射性液体廃棄物の放出による復水器冷却水放水口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る水中の濃度限度を超えないこと。
（２）５号炉及び６号炉で発生した放射性液体廃棄物について，復水器冷却水放水口排水中の放射性物質（トリチウムを除く。）の放出量が，表８８－２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）５号炉及び６号炉で発生した放射性液体廃棄物について，復水器冷却水放水口排水中のトリチウムの放出量が，表８８－３に定める放出管理の基準値を超えないように努めること。
３．当直長は，放射性液体廃棄物を放出する場合は，排水モニタを監視し，復水器冷却水
放水口より放出する。
表８８－１
分

類

測定項目

計測器種類

放射性物質の濃度
放射性液体（主要ガンマ線放出核種）

廃棄物

トリチウム濃度

測定頻度

・収集タンク

試料放射能

放出の都度

測定装置
試料放射能
測定装置

試料採取箇所・サンプルタンク

１ヶ月に１回

表８８－２
項目

放射性液体廃棄物（トリチウムを除く。
）

放出管理目標値
７．４×１０１０ Ｂｑ／年

表８８－３
項

目

トリチウム

放出管理の基準値
７．４×１０１２ Ｂｑ／年※１※１：第１編第４１条に基づく排水による放出量との合計で２．２×１０１３Ｂｑ／年を超えないこと

Ⅲ-2-88-1（放射性気体廃棄物の管理）
第８９条
分析評価ＧＭは，表８９－１に定める項目について，同表に定める頻度で測定し，測定した結果を放出・環境モニタリングＧＭに通知する。また，放出・環境モニタリングＧＭ
は，次の事項を管理するとともに，その結果を放出実施ＧＭに通知する。
（１）排気筒等からの放射性気体廃棄物の放出による周辺監視区域外の空気中の放射性物
質濃度の３ヶ月平均値が，法令に定める周辺監視区域外における空気中の濃度限度を超えないこと。
（２）排気筒等からの放射性物質（希ガス，よう素１３１）の放出量が，表８９－２に定める放出管理目標値を超えないように努めること。
２．放出実施ＧＭは，放射性気体廃棄物を放出する場合は，排気筒等より放出し，排気筒モニタを監視する。
表８９－１
分

類

排気筒等

測定項目

計測器種類

測定頻度

放出実施
ＧＭ

常時
希ガス濃度
・５，６号炉
共用排気筒

排気筒モニタ （建屋換気空調系
運転時）

よう素 131 濃度
粒子状物質濃度

試料放射能（主要ガンマ線

測定装置

放出核種）

放射性
気体廃棄物

粒子状物質濃度・焼却炉建屋
排気筒・増設焼却炉
建屋排気筒（主要ガンマ線

試料放射能

放出核種，全ベ

測定装置

ータ放射能）
ストロンチウム

試料放射能

９０濃度

測定装置

Ⅲ-2-89-1

１週間に１回当直長（建屋換気空調系
運転時）
1 週間に 1 回
（建屋換気空調系
運転時）３ヶ月に 1 回（建屋換気空調系
運転時）

運用支援
ＧＭ

分

類

排気筒等

測定項目

計測器種類

粒子状物質濃度・減容処理設
備排気口

放射性
気体廃棄物

（主要ガンマ線

試料放射能

放出核種，全ベ

測定装置

ータ放射能）
ストロンチウム

試料放射能

９０濃度

測定装置

・固体廃棄物 粒子状物質濃度
貯蔵庫第９棟 （主要ガンマ線

試料放射能

排気口

測定装置

放出核種，全ベ・固体廃棄物 ータ放射能）
棟 排 気 口 ストロンチウム

試料放射能（ 10-A/B ， ９０濃度

測定装置

10-C）
表８９－２
目

放出実施
ＧＭ

１週間に１回（建屋換気空調系
運転時）
３ヶ月に１回運用支援
ＧＭ（建屋換気空調系
運転時）
１週間に１回（建屋換気空調系
運転時）

廃棄物対策
プログラム

貯蔵庫第１０項

測定頻度

放出管理目標値

放射性気体廃棄物
希ガス

２．４×１０１４ Ｂｑ／年

よう素 131８．４×１０７ Ｂｑ／年

Ⅲ-2-89-2

３ヶ月に１回（建屋換気空調系
運転時）

部長

（放出管理用計測器の管理）
第９０条
各ＧＭは，表９０に定める放出管理用計測器について，同表に定める数量を確保する。ただし，故障等により使用不能となった場合は，修理又は代替品を補充する。
表９０
分

類

１.a.放射性液体廃棄物
放出監視用計測器
b.放射性液体廃棄物
放出管理用計測器
２．放射性気体廃棄物
放出管理用計測器

計測器種類

所管ＧＭ

数

量

排水モニタ

燃料計装設備ＧＭ

２台※１

試料放射能測定装置

分析評価ＧＭ

２台

排気筒モニタ

燃料計装設備ＧＭ

１台

試料放射能測定装置

分析評価ＧＭ１台※２※１：５号炉及び６号炉の排水モニタの合計の台数（排水モニタが復旧していない場合には，未復旧の排水モニタを除いた台数とする。）※２：放射性液体廃棄物放出管理用計測器と共用

Ⅲ-2-90-1（頻度の定義）
第９１条
本章でいう測定頻度に関する考え方は，表９１のとおりとする。
表９１
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ヶ月に１回

毎月１日を始期とする１ヶ月間に１回実施

３ヶ月に１回

４月１日，７月１日，１０月１日及び１月１日を始期とする各３ヶ月間に１回実施

常時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除く。

Ⅲ-2-91-1

第７章 放射線管理（管理対象区域の設定及び解除）
第９２条
管理対象区域は，添付２に示す区域とする。
２．放射線防護ＧＭは，管理対象区域を柵等の区画物によって区画する他，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。ただし，管理対象区域境界と周辺監視区域
境界が同一の場合であって，周辺監視区域境界に第９８条の措置を講じる場合は，この限りでない。
３．放射線防護ＧＭは，管理対象区域の解除を行う場合は，法令に定める管理区域に係る値を超えていないことを確認する。
４．放射線防護ＧＭは，添付２における建物等の内部の管理対象区域境界付近において，
表９２に示す作業を行う場合で，３ヶ月以内に限り管理対象区域を設定又は解除することができる。設定又は解除にあたって，放射線防護ＧＭ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，当該エリアを元に戻す場合についても，放射線防護ＧＭ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する。
５．放射線防護ＧＭは，第４項以外で，建物等の内部において一時的に管理対象区域を設定又は解除する場合は，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得て行うことができる。設定又は解除にあたって，放射線防護ＧＭ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，当該エリアを元に戻す場合についても，放射線防護ＧＭ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，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。
６．放射線防護ＧＭは，第５項にかかわらず，緊急を要する場合は管理対象区域を設定することができる。設定にあたって，放射線防護ＧＭ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。
７．放射線防護ＧＭは，第６項における管理対象区域を設定した場合は，設定後において，
目的，期間及び場所を明らかにし，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。
なお，当該エリアを元に戻す場合についても，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放射線防護ＧＭが確認し，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。

Ⅲ-2-92-1

表９２
タンク点検等
ポンプ点検等
バルブ点検等
配管点検等
ケーブル点検等
空調点検等
計測器類点検等
監視カメラ点検等
扉・シャッター修理他作業
清掃作業
建物補修
搬出入作業
物品の仮置

Ⅲ-2-92-2

（管理区域の設定及び解除）
第９２条の２
管理区域は，添付１に示す区域とする。
２．放射線防護ＧＭは，管理区域を壁，柵等の区画物によって区画する他，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。ただし，壁，柵等の区画物が損壊により区画ができない場合であって，管理対象区域境界に第９２条第２項の措置を講じる場合は，
この限りでない。
３．放射線防護ＧＭは，管理区域の解除を行う場合は，法令に定める管理区域に係る値を超えていないことを確認する。
４．放射線防護ＧＭは，添付１における管理区域境界付近又は管理区域設定・解除予定エリアにおいて，表９２の２に示す作業を行う場合で，３ヶ月以内に限り管理区域を設定又は解除することができる。設定又は解除にあたって，放射線防護ＧＭ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，当該エリアを元に戻す場合についても，放射線防護ＧＭ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する。
５．放射線防護ＧＭは，第４項以外で，一時的に管理区域を設定又は解除する場合は，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得て行うことができる。設定又は解除にあたって，放射線防護ＧＭ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，当該エリアを元に戻す場合についても，放射線防護ＧＭ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，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。
６．放射線防護ＧＭは，第５項にかかわらず，緊急を要する場合は管理区域を設定することができる。設定にあたって，放射線防護ＧＭ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。
７．放射線防護ＧＭは，第６項における管理区域を設定した場合は，設定後において，目的，期間及び場所を明らかにし，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。
なお，当該エリアを元に戻す場合についても，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放射線防護ＧＭが確認し，原子炉主任技術者の確認を得て，所長の承認を得る。

Ⅲ-2-92 の 2-1

表９２の２
タンク点検等
ポンプ点検等
バルブ点検等
配管点検等
ケーブル点検等
空調点検等
計測器類点検等
監視カメラ点検等
扉・シャッター修理他作業
清掃作業
建物補修
搬出入作業
物品の仮置

Ⅲ-2-92 の 2-2

（管理対象区域内における区域区分）
第９３条
放射線防護ＧＭは，管理対象区域を管理区域と管理区域を除く区域に区分する。
２．管理区域と管理区域を除く区域は，添付２に示す区域とする。
３．放射線防護ＧＭは，一時的に第１項に係る区域区分を変更する場合は，目的，期間及び場所を明らかにする。

Ⅲ-2-93-1

（管理対象区域のうち管理区域を除く区域内における区域区分）
第９３条の２
放射線防護ＧＭは，管理区域を除く管理対象区域を次のとおり区分することができる。
（１）表面汚染密度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対象区域」という。
）（２）表面汚染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
２．汚染のおそれのない管理対象区域は，添付２に示す区域とする。
３．放射線防護ＧＭは，一時的に第１項に係る区域区分を変更する場合は，目的，期間及び場所を明らかにするとともに，あらかじめ区域区分に係る条件を満足できることを確認する。なお，当該エリアを元の区域区分に戻す場合についても，放射線防護ＧＭはあらかじめ区域区分に係る条件を満足できることを確認する。
４．放射線防護ＧＭは，汚染のおそれのない管理対象区域と第１項（２）で定める区域が隣接する場合は，第１項（２）で定める区域への入口付近に注意事項を掲示する。
５．放射線防護ＧＭは，汚染のおそれのない管理対象区域で表面汚染密度又は空気中の放射性物質濃度が管理区域に係る値を超える場所を確認した場合は，直ちに当該箇所を区画，第１項（２）に定める区分に変更する等の応急措置を講じるとともに，除染等の措置により管理区域に係る値を超えていないことを確認する。

Ⅲ-2-93 の 2-1

（管理区域内における区域区分）
第９３条の３
放射線防護ＧＭは，管理区域を次のとおり区分することができる。
（１）表面汚染密度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）表面汚染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
２．汚染のおそれのない管理区域は，添付１に示す区域とする。ただし，放射線レベルが高く，区域区分に係る条件を満足できない場合は，第９３条の２第１項（１）又は第９３条の２第１項（２）の区域とみなす。
３．放射線防護ＧＭは，一時的に第１項に係る区域区分を変更する場合は，目的，期間及び場所を明らかにするとともに，あらかじめ区域区分に係る条件を満足できることを確認する。なお，当該エリアを元の区域区分に戻す場合についても，放射線防護ＧＭはあらかじめ区域区分に係る条件を満足できることを確認する。
４．放射線防護ＧＭは，汚染のおそれのない管理区域と第１項（２）で定める区域が隣接する場合は，第１項（２）で定める区域への入口付近に標識を設ける。

Ⅲ-2-93 の 3-1

（管理対象区域内における特別措置）
第９４条
管理対象区域内における特別措置が必要な区域は，次に示す区域とする。
（１）放射線レベルが高い場所（２）放射線レベルが確認されていない場所（３）滞留水を貯留する場所
２．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項に定める各区域について，次の措置を講じる。
（１）放射線防護ＧＭは，管理対象区域に立ち入る者が見やすい場所に，第１項（１）及び（２）に示す場所を明確にしたサーベイマップを掲示して周知する他，作業者以外が立ち入る可能性及び措置に伴う被ばくを考慮して必要な場合に限り第１項（１）の場所にロープ等による立入制限の措置を講じる。
（２）各プログラム部長及び各ＧＭは，汚染の広がりを防止するため，第１項（３）の区域から退出する場合及び物品等を持ち出す場合は，更衣及び持ち出す物の養生等の措置を講じる。
３．各プログラム部長及び各ＧＭは，管理対象区域内で作業を行う場合，作業による線量及び作業環境に応じた放射線防護上の措置を立案するとともに，第１項の区域内で作業を行う場合は，放射線防護上の措置について放射線防護ＧＭのレビューを受ける。

Ⅲ-2-94-1

（管理区域内における特別措置）第９４条の２
放射線防護ＧＭは，管理区域のうち次の基準を超える場合又は超えるおそれがある場合
は，標識を設けて他の場所と区別する他，区画，施錠等の措置を講じる。ただし，放射線等の危険性が低い場合は，この限りでない。
（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（２）空気中の放射性物質濃度又は床，壁，その他人の触れるおそれのある物の表面汚染
密度が，法令に定める管理区域に係る値の１０倍
２．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項の区域内で作業を行う場合，作業による線量及び作業環境に応じた放射線防護上の措置を立案し，放射線防護ＧＭのレビューを受ける。ただし，巡視・点検その他定型化され，別に所長の承認を得た業務を行うために立入る場合は，この限りでない。
３．各プログラム部長及び各ＧＭは，汚染の広がりを防止するため，第１項（２）の区域から退出する場合及び物品等を持ち出す場合は，更衣及び持ち出す物の養生等の措置を講じる。
４．放射線防護ＧＭは，床・壁等の損壊や放射線レベルが高い又は未確認であるため第１項の措置を講じることができない場合，管理区域内における特別措置は第９４条に定める管理区域を除く区域における特別措置と同一とする。

Ⅲ-2-94 の 2-1

（管理対象区域への出入管理）第９５条
保安総括ＧＭは，管理対象区域へ立ち入る次の者に対して許可を与える。
（１）放射線業務従事者：業務上管理対象区域に立入る者（２）一時立入者：放射線業務従事者以外の者であって，放射線業務従事者の随行により管理対象区域に一時的に立入る者。
２．放射線防護ＧＭは，第１項にて許可していない者について，管理対象区域に立入らせない措置を講じる。ただし，核セキュリティ運営管理ＧＭが，あらかじめ立入を許可した者のみが乗車する車両に許可を与え，車両が通過する出入管理箇所においては許可を得た車両以外を管理対象区域に立入らせない措置を講じる場合はこの限りでない。
３．放射線防護ＧＭは，管理対象区域の出入管理箇所において，人の出入り等を監視する。
４．放射線防護ＧＭは，第３項以外の出入口には，施錠等の人がみだりに立入りできない措置を講じる。ただし，管理対象区域を周辺監視区域と同一とした場合であって，核セキュリティ運営管理ＧＭが周辺監視区域境界に柵を設ける又は標識を掲げる場合は，この限りでない。
５．放射線防護ＧＭは，管理対象区域から退出する者の身体及び身体に着用している物の
表面汚染密度が，法令に定める表面密度限度の１０分の１を超えないような措置を講じる。
６．放射線防護ＧＭは，放射線レベルが高いため第５項の措置を講じることができない場
合，管理対象区域から退出する者の身体及び身体に着用している物の表面汚染密度が，スクリーニングレベル※１を超えないような措置を講じる。
７．放射線防護ＧＭは，第９３条の２第１項（２）の区域から汚染のおそれのない管理対
象区域に移動する者の身体及び身体に着用している物並びに物品等の表面汚染密度が，バックグラウンドを超えないような措置を講じる。
※１：スクリーニングレベルとは，原子力災害対策本部が定める警戒区域からのスクリー
ニングレベル（平成 23 年 9 月 16 日付・原子力非常災害対策本部長通知）をいう。
以下，第１０３条において同じ。

Ⅲ-2-95-1

（管理区域への出入管理）第９５条の２
管理区域への出入管理は，第９５条に定める管理対象区域への出入管理と同一とする。

Ⅲ-2-95 の 2-1

（管理対象区域出入者の遵守事項）
第９６条
放射線防護ＧＭは，管理対象区域に出入りする所員に，次の事項を遵守させる措置を講じる。
（１）出入管理箇所を経由すること。ただし，放射線防護ＧＭの承認を得て，その指示に従う場合は，この限りでない。
（２）管理対象区域に立入る場合は，個人線量計を着用すること。ただし，一時立入者であって保安総括ＧＭの指示に従う場合は，この限りでない。
（３）管理対象区域に立入る場合は，所定の保護衣及び保護具を着用すること。ただし，
下記のいずれかに該当する場合は，この限りではない。
・汚染のおそれのない管理対象区域に立入る場合
・放射線防護ＧＭの承認を得て，その指示に従う場合（４）第９４条第１項（３）に係る区域から退出する場合及び物品等を持ち出す場合は，更衣及び持ち出す物の養生等を行うこと。
（５）管理対象区域から退出する場合又は管理対象区域内で汚染のおそれのない管理対象区域に移動する場合は，身体及び身体に着用している物の表面汚染密度を確認すること。ただし，第９５条第５項，第９５条第６項又は第９５条第７項に基づく放射線防
護ＧＭの指示に従う場合は，この限りでない。
（６）放射性物質を経口摂取するおそれのある場所での飲食及び喫煙をしないこと。

Ⅲ-2-96-1

（管理区域出入者の遵守事項）
第９６条の２
管理区域出入者の遵守事項は，第９６条に定める管理対象区域出入者の遵守事項と同一とする。

Ⅲ-2-96 の 2-1

（保全区域）
第９７条
保全区域は，添付３に示す区域とする。
２．核セキュリティ運営管理ＧＭは，保全区域を標識等により区別する他，必要に応じて立入制限等の措置を講じる。

Ⅲ-2-97-1

（周辺監視区域）
第９８条
周辺監視区域は，図９８に示す区域とする。
２．核セキュリティ運営管理ＧＭは，第１項の周辺監視区域境界に，柵を設ける又は標識を掲げること等により，業務上立入る者以外の立入りを制限する。ただし，当該区域に立入るおそれのないことが明らかな場合は，この限りでない。

Ⅲ-2-98-1

図９８

Ⅲ-2-98-2（線量の評価）
第９９条
放射線防護ＧＭは，所員の放射線業務従事者の実効線量及び等価線量を表９９に定める項目及び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。
表９９
項

目

頻

度

外部被ばくによる線量

３ヶ月に１回※１

内部被ばくによる線量

３ヶ月に１回※１※１：女子（妊娠不能と診断された者及び妊娠の意思のない旨を書面で申し出た者を除く。
）にあっては，１ヶ月に１回とする。

Ⅲ-2-99-1

（管理対象区域内の床，壁等の除染）
第１００条
各プログラム部長及び各ＧＭは，管理対象区域内において法令に定める表面密度限度を超えるような予期しない汚染を床，壁等に発生させた場合又は発見した場合であって，この汚染の除去を行う場合は，放射線防護ＧＭに連絡する。
２．第１項の汚染箇所に係る作業の所管プログラム部長及び所管ＧＭは，汚染状況等について放射線防護ＧＭの確認を受けた上で，その協力を得ながら汚染の除去等，放射線防護上の必要な措置を講じる。
３．第２項の所管プログラム部長及び所管ＧＭは，その措置結果について，放射線防護Ｇ
Ｍの確認を得る。

Ⅲ-2-100-1

（外部放射線に係る線量当量率等の測定）
第１０１条
各プログラム部長及び各ＧＭは，表１０１－１及び表１０１－２（第９３条の２第１項（２）の区域内にある汚染のおそれのない管理対象区域内に限る）に定める管理対象区域内における測定項目について，同表に定める頻度で測定する。ただし，人の立ち入れない措置を講じた管理対象区域については，この限りでない。
２．放出・環境モニタリングＧＭは，表１０１－１に定める周辺監視区域境界付近（測定場所は図１０１に定める。
）における測定項目について，同表に定める頻度で測定する。
３．放射線防護ＧＭは，第１項の測定により，放出・環境モニタリングＧＭは，第２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，必要な措置を講じる。
４．各プログラム部長及び各ＧＭは，第１項に定める測定結果を放射線防護ＧＭに連絡する。放射線防護ＧＭは，測定結果を記入したサーベイマップを作成する。
表１０１－１
場

所

測定項目

１．管理対象区
域内（管理区域※１内を含む）

２．周辺監視区
域境界付近

外部放射線に係る線量当量率

所管 GM

測定頻度

各プログラム部長及び

放射線レベ

各ＧＭ

ルに応じて

放射線防護ＧＭ※２

毎日運転中
に１回※３

外部放射線に係る線量当量

放射線防護ＧＭ

１週間に 1 回

空気中の放射性物質濃度

放射線防護ＧＭ

１週間に 1 回

表面汚染密度

放射線防護ＧＭ

１週間に 1 回

放出・環境モニタリン

空気吸収線量グＧＭ
放出・環境モニタリン

空気吸収線量率※４

グＧＭ

空気中の粒子状放射性物質濃 放出・環境モニタリン
度

グＧＭ

３ヶ月に１回常時
３ヶ月に１回※１：人の立入頻度等を考慮して，被ばく管理上重要な項目について測定※２：５号炉及び６号炉のエリアモニタにおいて測定する項目※３：当該エリアが滞留水により人の立ち入れない状況にあり，修理又は代替品の補充が速やかに実施できず，当該エリアの外部放射線に係る線量当量率が定められた頻度で測定できない場合は，他のエリアモニタの計測値で代替する。
※４：モニタリングポストにおいて測定する項目

Ⅲ-2-101-1

表１０１－２
場

所

汚染のおそれ

測定項目

測定頻度
毎日１回

表面汚染密度のない管理対象区域内

所管ＧＭ

放射線防護ＧＭ（汚染のおそれのない管理

空気中の放射対象区域が設定されている

性物質濃度

期間）

図１０１

Ⅲ-2-101-2

（放射線計測器類の管理）
第１０２条
各ＧＭは，表１０２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は，修理又は代替品を補充する。
表１０２
分

計測器種類

所管ＧＭ

数量※１

ホールボディカウンタ

保安総括ＧＭ

１台

保安総括ＧＭ

７台

保安総括ＧＭ

７台

退出モニタ

保安総括ＧＭ

２台

試料放射能測定装置

分析評価ＧＭ

１台※２

集積線量計

保安総括ＧＭ

１式

モニタリングポスト

保安総括ＧＭ

８台

類

１ ．被 ば く 管 理用計測器
２．放 射 線 管 理用計測器

線量当量率測定用サーベイメータ
汚染密度測定用サーベ
イメータ

３．放 射 線 監 視用計測器

エリアモニタ
４．環 境 放 射 能用計測器

燃料計装設備ＧＭ８２台※３※４

試料放射能測定装置※５

分析評価ＧＭ

１台※２

積算線量計測定装置

保安総括ＧＭ

１台※１：１号炉，２号炉，３号炉及び４号炉の放射線計測器類と共用で確保する数量（エリアモニタを除く）※２：表９０の試料放射能測定装置と共用※３：５号炉及び６号炉におけるエリアモニタの合計の台数。なお，管理区域外測定用の２台を含む。
※４：当該エリアが滞留水により人の立ち入れない状況にあり，修理又は代替品の補充が速やかに実施できない場合には，当該エリアの立入りが可能となった後，速やかに修理又は代替品を補充する。
※５：福島第二原子力発電所と共用

Ⅲ-2-102-1

（管理対象区域外等へ持ち出そうとする物品の測定）
第１０３条
放射線防護ＧＭは，各プログラム部長及び各ＧＭが管理対象区域から搬出する物品の表
面汚染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。
２．放射線防護ＧＭは，放射線レベルが高いため第１項の確認ができない場合，各プログ
ラム部長及び各ＧＭが管理対象区域から搬出する物品の表面汚染密度が，スクリーニン
グレベルを超えていないことを確認する。
３．放射線防護ＧＭは，各プログラム部長及び各ＧＭが管理対象区域内で汚染のおそれのない管理対象区域に移動する物品の表面汚染密度がバックグラウンドを超えていないことを確認する。
４．放射線防護ＧＭは，各プログラム部長及び各ＧＭが管理対象区域内で汚染のおそれのない管理対象区域に核燃料物質によって汚染された物（新燃料，使用済燃料及び固体廃棄物を除く。）を移動する場合は，容器等の表面汚染密度がバックグラウンドを超えていないことを確認する。

Ⅲ-2-103-1

（管理区域外等へ持ち出そうとする物品の測定）
第１０３条の２
管理区域外等へ持ち出そうとする物品の測定は，第１０３条に定める管理対象区域外等へ持ち出そうとする物品の測定と同一とする。

Ⅲ-2-103 の 2-1

（発電所外への運搬）
第１０４条
各プログラム部長及び各ＧＭは，核燃料物質によって汚染された物（新燃料，使用済燃料及び固体廃棄物を除く。
）を発電所外に運搬する場合は，所長の承認を得る。

Ⅲ-2-104-1

（管理対象区域内における協力企業の放射線防護）
第１０５条
保安総括ＧＭは，管理対象区域内で作業を行う協力企業に対して，以下に示す放射線防護上の必要な事項を定め，所長の承認を得る。
（１）管理対象区域出入者の遵守事項
イ．出入方法に関すること。
ロ．個人線量計の着用に関すること。
ハ．保護衣の着用に関すること。
ニ．汚染拡大防止措置に関すること。
ホ．放射性物質を経口摂取するおそれのある場所での飲食及び喫煙の禁止に関すること。
（２）線量評価の項目及び頻度に関すること。
（３）床，壁等の汚染発見時の措置に関すること。
２．各プログラム部長及び各ＧＭは，管理対象区域内で作業を行う協力企業に対して，第１項に定めた必要事項を遵守させる措置を講じる。

Ⅲ-2-105-1

（管理区域内における協力企業の放射線防護）第１０５条の２
管理区域内における協力企業の放射線防護は，第１０５条に定める管理対象区域内における協力企業の放射線防護と同一とする。

Ⅲ-2-105 の 2-1（頻度の定義）
第１０６条
本章でいう測定※１頻度に関する考え方は，表１０６のとおりとする。
表１０６
頻度
毎日運転中に１回

考え方
午前０時を始期とする１日の間に１回実施し，連続して実施（測定等）
している場合も含む。

１週間に１回

月曜日を始期とする１週間に１回実施

１ヶ月に１回

毎月１日を始期とする１ヶ月間に１回実施

３ヶ月に１回常時

４月１日，７月１日，１０月１日及び１月１日を始期とする各３ヶ月間に１回実施測定※１可能な状態において常に測定※１することを意味しており，点検時等の測定※１不能な期間を除く。
作業場所に応じて下記の測定頻度とする。ただし，測定の結果により作業開始又は作業継続ができないと判断する場合には測定を中断してもよい。
（１）既知の測定データから放射線レベルが低いと判断できない場所

放射線レベルに応作業予定エリアに入域できるか判断するために，作業開始前に測じて定を１回実施する。作業中は線量変動の可能性を考慮し，必要に応じて測定を実施する。
（２）既知の測定データから放射線レベルが低いと判断できる場所
作業中の線量変動の可能性を考慮し，必要に応じて測定を実施する。

※１：監視も含む。

Ⅲ-2-106-1

第８章 施設管理（施設管理計画）
第１０７条
施設管理を実施するにあたり，以下の施設管理計画を定める。
【施設管理計画】
1. 用語の定義
保全：設備の運転に関わる機能を確認，維持又は向上させる活動。実施計画に定める施設の安全確保を前提に，設備の重要さ度合いに応じて，効率性，経済性を考慮しながら行われるもので，設計，点検，巡視，工事を含む。
工事：補修，取替え及び改造の総称であり，建設を含む。
工事管理：保全のうち，設計を除く点検，巡視，工事等のための作業の管理
2. 施設管理の実施方針及び施設管理目標(1) 社長は，特定原子力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定める。また，12.の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（7.3 参照）を踏まえ施設
管理の実施方針の見直しを行う。
(2) 組織は，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の施設管理目標を設定する。また，12.の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（7.3 参照）を踏まえ施設管理目標の見直しを行う。
3. 保全プログラムの策定
組織は，2.の施設管理目標を達成するため 4.より 11.からなる保全プログラムを策定する。
また，12.の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（7.3参照）を踏まえ保全プログラムの見直しを行う。
4. 保全対象範囲の策定
組織は，特定原子力施設の中から，各号炉毎に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) 実施計画に定める機能を有する設備(2) その他自ら定める設備

Ⅲ-2-107-1

5. 施設管理の重要度の設定
組織は，4.の保全対象範囲について系統毎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，実施計画記載施設の安全性を確保するため重要度分類指針の重要度を参考に設定する。
(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。
なお，この際，機器が故障した場合の系統機能への影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。
(4) 設計及び工事に用いる重要度は，実施計画に定める施設の安全性を確保するため，重要度分類指針の重要度等を参考に組み合わせて設定する。
6. 保全活動管理指標の設定，監視計画の策定及び監視(1) 組織は，保全の有効性を監視，評価するために 5.の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保全活動管理指標を設定する。
(2) 組織は，指標の監視計画を踏まえ，保全活動管理指標の目標値を設定する。また，11.
の保全の有効性評価の結果を踏まえ保全活動管理指標の目標値の見直しを行う。
(3) 組織は，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含める。
(4) 組織は，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。
7. 保全計画の策定(1) 組織は，4.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。
a) 点検計画（7.1 参照）b) 設計及び工事の計画（7.2 参照）c) 特別な保全計画（7.3 参照）(2) 組織は，保全計画の策定にあたって，5.の施設管理の重要度を勘案し，また，11.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。
(3) 組織は，保全の実施段階において実施計画に定める設備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。

Ⅲ-2-107-2

7.1 点検計画の策定(1) 組織は，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) 組織は，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ⅰ. 時間基準保全
ⅱ. 状態基準保全b) 事後保全(3) 組織は，選定した保全方式による点検を実施する時期までに，点検の具体的方法，採取するデータ項目，管理基準，実施頻度及び実施時期等の必要な事項を定める。
7.2 設計及び工事の計画の策定(1) 組織は，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計画を策定する。また，実施計画に定める設備の工事を実施する場合は，その計画段階において法令に基づく必要な手続き※１の要否について確認を行い，法令に基づく必要な手続きの要否及びその内容を記録する。
※１：法令に基づく必要な手続きとは，原子炉等規制法第６４条の３（実施計画）第１項，第２項及び第７項に係る手続きをいう。
(2) 組織は，設計にあたっては，第３条 7.3（設計・開発）に基づき実施する。
(3) 組織は，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検査及び試験により確認・評価する時期までに，検査及び試験の具体的方法等を定める。詳細は，第３条 8.2.4（機器等の検査等）に基づき計画する。
7.3 特別な保全計画の策定(1) 組織は，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，実施計画に定める設備の状態に応じて，特別な措置を講ずる。
8. 保全の実施(1) 組織は，7.で定めた保全計画にしたがって保全を実施する。
(2) 組織は，保全の実施にあたって，以下の必要なプロセスを実施する。
a) 工事計画b) 設計管理c) 調達管理d) 工事管理

Ⅲ-2-107-3

(3) 組織は，実施計画に定める設備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，7.1（点検計画の策定）及び第１３条による巡視点検を定期的に行う。
(4) 組織は，保全の結果について記録する。
9. 保全の結果の確認・評価(1) 組織は，あらかじめ定めた方法で，保全の実施段階で採取した構築物，系統及び機器の保全の結果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※２ までに確認・評価し，記録する。
(2) 組織は，実施計画に定める設備の使用を開始するために，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，第３条 8.2.4（機器等の検査等）に基づく検査・試験を実施する。
(3) 組織は，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は，定めたプロセスに基づき，保全が実施されていることを，所定の時期※２までに確認・評価し，記録する。
※２：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。
10. 不適合管理，是正処置及び未然防止処置(1) 組織は，施設管理の対象となる施設及びプロセスを監視し，以下の a) 及び b) の状態に至らないよう通常と異なる状態を監視・検知し，必要な是正処置を講じるとともに，以下の a) 及び b) に至った場合には，不適合管理を行った上で是正処置を講じる。
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，定めたプロセスに基づき，保全が実施されていることが確認・評価できない場合(2) 組織は，他の原子炉施設の運転経験等の知見を基に，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。
(3) 組織は，(1)及び(2)の活動を第３条に基づき実施する。

Ⅲ-2-107-4

11. 保全の有効性評価
組織は，保全活動から得られた情報等から，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。
(1) 組織は，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。
(2) 組織は，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，以下の評価方法を活用して評価する。
a) 点検及び取替結果の評価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
d) 研究成果等による評価(3) 組織は，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。
12. 施設管理の有効性評価(1) 組織は，11.の保全の有効性評価の結果及び 2.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。
(2) 組織は，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。
13. 情報共有
組織は，保全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，ＢＷＲ事業者協議会を通じて他の原子炉設置者と共有する。

Ⅲ-2-107-5

第１０７条の２
削除

Ⅲ-2-107 の 2-1

第１０７条の３
削除

Ⅲ-2-107 の 3-1

第９章 緊急時の措置（原子力防災組織）
第１０８条
原子力防災ＧＭは，緊急事態が発生した場合に，原子力災害対策活動を行えるよう，原子力防災組織を定めるにあたり，所長の承認を得る。
２．緊急時対策本部の本部長は，所長とする。ただし，原子力防災ＧＭは，所長が不在の場合に備えて代行者を定めるにあたり，所長の承認を得る。
３．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。（以下，本章において同じ。）

Ⅲ-2-108-1

（原子力防災組織の要員）
第１０９条
原子力防災ＧＭは，原子力防災組織の要員を定めるにあたり，所長の承認を得る。

Ⅲ-2-109-1

（緊急作業従事者の選定）
第１０９条の２
原子力防災ＧＭは，次の全ての要件に該当する所員及び協力企業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及び妊娠の意思のない旨を書面で申し出た者に限る。
）から，緊急作業※１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，所長の承認を得る。
（１）表１０９の２の緊急作業についての教育を受けた上で，緊急作業に従事する意思がある旨を，社長に書面で申し出た者（２）表１０９の２の緊急作業についての訓練を受けた者（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に従事する要員にあっては，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。
表１０９の２
分 類

項

目

時 間

緊急作業の方法に関する知識（放射線測定の方法，身体等の汚染の状態の検査，保護具の性能及び使用方法等）
緊急作業で使用する施設及び設備の構造及び取扱いの方
教育法に関する知識
電離放射線の生体に与える影響，健康管理の方法及び被ばく線量の管理の方法に関する知識
関係法令

訓練

３時間以上
２時間以上
１時間以上
０．５時間以上

緊急作業の方法

３時間以上※２

緊急作業で使用する施設及び設備の取扱い

３時間以上※１：緊急作業とは，法令に定める緊急時の線量限度が必要となる作業をいう。
※２：兼用できる訓練・第１７条第２項，第１７条の２ 第１項，第１１２条，第１１８条のうち，緊急作業で使用する施設及び設備の取扱いに関する訓練

Ⅲ-2-109 の 2-1

（原子力防災資機材等）
第１１０条
各プログラム部長及び各ＧＭは，原子力防災組織の活動に必要な放射線障害防護用器具，
非常用通信機器等を定めるにあたり，所長の承認を得る。
２．安全・リスク管理ＧＭ及び運用支援ＧＭは，緊急時における運転操作に関するマニュアルを作成し，制定及び改定にあたっては，第７条第２項に基づき運営委員会の確認を得る。

Ⅲ-2-110-1

（通報経路）第１１１条
原子力防災ＧＭは，緊急事態が発生した場合の社内及び国，県，町等の社外関係機関との通報経路を定めるにあたり，所長の承認を得る。

Ⅲ-2-111-1

（緊急時演習）
第１１２条
原子力防災ＧＭは，原子力防災組織の要員に対して緊急事態に対処するための総合的な訓練を毎年度１回以上実施し，所長に報告する。

Ⅲ-2-112-1

（通報）
第１１３条
当直長等は，原子炉施設に異常が発生し，その状況が緊急事態である場合は，第１１１条に定める通報経路にしたがって，所長に通報する。
２．所長は，緊急事態の発生について通報を受け，又は自ら発見した場合は，第１１１条に定める通報経路にしたがって，社内及び社外関係機関に通報する。

Ⅲ-2-113-1

（緊急時態勢の発令）
第１１４条
所長は，緊急事態が発生した場合は，緊急時態勢を発令して，原子力防災組織の要員を召集し，発電所に緊急時対策本部を設置する。

Ⅲ-2-114-1

（応急措置）第１１５条
本部長は，原子力防災組織を統括し，緊急事態において次の応急措置を実施する。
（１）警備及び避難誘導（２）放射能影響範囲の推定（３）医療活動（４）消火活動（５）汚染拡大の防止（６）線量評価（７）応急復旧（８）原子力災害の発生又は拡大の防止を図るための措置

Ⅲ-2-115-1

（緊急時における活動）
第１１６条
原子力緊急事態宣言発令後，本部長は，第１１５条で定める応急措置を継続実施する。

Ⅲ-2-116-1

（緊急作業従事者の線量管理等）
第１１６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る線量を可能な限り低減するため，次の事項を実施する。
（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等価線量を表１１６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。
表１１６の２
項目

頻度

外部被ばくによる線量

１ヶ月※１に１回

内部被ばくによる線量

１ヶ月※１に１回※１：毎月１日を始期とする。

Ⅲ-2-116 の 2-1

（緊急時態勢の解除）
第１１７条
本部長は，事象が収束し，緊急時態勢を継続する必要がなくなった場合は，関係機関と協議した上で，緊急時態勢を解除し，その旨を社内及び社外関係機関に連絡する。

Ⅲ-2-117-1

第１０章 保安教育

（所員への保安教育）
第１１８条
原子炉施設の運転及び管理を行う所員への保安教育を実施するにあたり，具体的な保安教育の内容及びその見直し頻度を「保安教育マニュアル（福島第一廃炉推進カンパニー）」に定め，これに基づき次の各号を実施する。
（１）原子力人財育成センター所長は，毎年度，原子炉施設の運転及び管理を行う所員への保安教育実施計画を表１１８－１，２，３の実施方針に基づいて作成し，原子炉主任技術者及び所長の確認を得て廃炉・汚染水対策最高責任者の承認を得る。
（２）原子力人財育成センター所長は，（１）の保安教育実施計画の策定にあたり，第６条第２項に基づき保安委員会の確認を得る。
（３）各プログラム部長及び各ＧＭは，（１）の保安教育実施計画に基づき，保安教育を実施する。原子力人財育成センター所長は，年度毎に実施結果を所長及び廃炉・汚染水対策最高責任者へ報告する。
ただし，各プログラム部長及び各ＧＭが，別途定められた基準に従い，各項目の全部又は一部について十分な知識及び技能を有しているもの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。
（４）原子力人財育成センター所長は，具体的な保安教育の内容について，定められた頻度に基づき見直しを行う。

Ⅲ-2-118-1

Ⅲ-2-118-2

Ⅲ-2-118-3

Ⅲ-2-118-4

（協力企業従業員への保安教育）
第１１９条
各プログラム部長及び各ＧＭは，原子炉施設に関する作業を協力企業が行う場合，当該協力企業従業員の発電所入所時に安全上必要な教育が表１１９の実施方針に基づいて実施されていることを確認する。なお，各プログラム部長及び各ＧＭは，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，各プログラム部長及び各ＧＭが，別途定められた基準に従い，各項目の全部又は一部について十分な知識及び技能を有しているもの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。
２．各プログラム部長及び各ＧＭ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企業が行う場合，当該協力企業従業員に対し，安全上必要な教育が表１１９の実施方針に基づいて実施されていることを確認する。なお，各プログラム部長及び各
ＧＭは，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，各プログラム部長及び各ＧＭが，別途定められた基準に従い，各項目の全部又は一部について十分な知識及び技能を有しているもの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。
３．運用支援ＧＭは，放射性廃棄物管理に関する設備の運転操作を協力企業が行う場合，毎年度，当該業務に従事する従業員に対し，表１１８－１，２，３の実施方針のうち，「放射性廃棄物処理設備の業務に関わる者」の中から運転操作を行う対象設備に応じて選定した項目に準じる保安教育実施計画を定めていることを確認し，その内容を原子炉主任技術者及び所長の確認を得て廃炉・汚染水対策最高責任者の承認を得る。
４．運用支援ＧＭは，第３項の保安教育実施計画に基づき保安教育が実施されていることを確認し，その実施結果を年度毎に所長及び廃炉・汚染水対策最高責任者に報告する。
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，運用支援ＧＭが，別途定められた基準に従い，各項目の全部又は一部について十分な知識及び技能を有しているもの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。
５．運用支援ＧＭ又はプール燃料取り出しプログラム部長は，燃料取扱いに関する業務の補助を協力企業が行う場合，毎年度，当該業務に従事する従業員に対し，表１１８－１，
２，３の実施方針のうち，「燃料取扱いの業務に関わる者」に準じる保安教育実施計画
を定めていることを確認し，その内容を原子炉主任技術者及び所長の確認を得て廃炉・汚染水対策最高責任者の承認を得る。
６．運用支援ＧＭ又はプール燃料取り出しプログラム部長は，第５項の保安教育実施計画に基づき保安教育が実施されていることを確認し，その実施結果を年度毎に所長及び廃炉・汚染水対策最高責任者に報告する。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。

Ⅲ-2-119-1

ただし，運用支援ＧＭ又はプール燃料取り出しプログラム部長が，別途定められた基準に従い，各項目の全部又は一部について十分な知識及び技能を有しているもの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。

Ⅲ-2-119-2

Ⅲ-2-119-3

第１１章

記録及び報告（記録）
第１２０条
組織は，表１２０－１に定める保安に関する記録を適正に作成し，保存する。なお，記録の作成にあたっては，法令に定める記録に関する事項を遵守する。ただし，汚染等により，適正に保存することができない場合を除く。
２．組織は，表１２０－２に定める保安に関する記録を適正に作成し，保存する。なお，
記録の作成にあたっては，法令に定める記録に関する事項を遵守する。
表１２０－１
記録

記録すべき場合※１

保存期間

１．原子炉施設の巡視又は点検の状況
並びにその担当者の氏名

毎日１回

２．保全活動管理指標の監視結果及びその担当者の氏名

実施の都度

３．点検・補修等の結果及びその担当
者の氏名

実施の都度

４．点検・補修等の結果の確認・評価
及びその担当者の氏名

実施の都度

５．点検・補修等の不適合管理，是正処置，未然防止処置及びその担当
者の氏名

実施の都度

６．保全の有効性評価，施設管理の有効性評価及びその担当者の氏名

評価の都度

７．警報装置から発せられた警報の内容※２
８．運転管理責任者の氏名及び運転員の氏名並びに，これらの者の交代の日時及び交代時の引継事項

その都度巡視又は点検を実施した施設又は設備を廃棄した後５年が経過するまでの期間
監視を実施した原子炉施設を解体又は廃棄した後５年が経過するまでの期間
点検・補修等を実施した原子炉施設を解体又は廃棄した後５年が経過するまでの期間
確認・評価を実施した原子炉施設を解体又は廃棄した
後５年が経過するまでの期間不適合管理，是正処置及び未然防止処置を実施した原子炉施設を解体又は廃棄した後５年が経過するまでの期間評価を実施した原子炉施設の施設管理に関する方針，
施設管理の目標又は施設管理実施計画の改定までの期
間
１年間

交代の都度

１年間

Ⅲ-2-120-1

記録
記録すべき場合※１
９．運転上の制限に関する点検結果及その都度
び運転上の制限からの逸脱があった場合に講じた措置
１０．使用済燃料乾式キャスク仮保管
設備に貯蔵している使用済燃料乾式貯蔵容器，使用済燃料輸
送貯蔵兼用容器の蓋間圧力及び表面温度
１１．使用済燃料の貯蔵施設内における燃料体の配置
１２．燃料体の形状又は性状に関する検査の結果
１３．発電所の外において貯蔵しようとする使用済燃料の記録（１）外観（２）燃焼度（３）取出しから容器への封入までの期間（４）使用済燃料を封入した容器内における当該使用済燃料の配置
１４．発電所の外において貯蔵しようとする使用済燃料を封入した
容器の記録
（１）外観
（２）漏えい率（３）真空乾燥した後の真空度又は不活性ガスを充填した後の湿度並びに充填した不活性ガスの成分，量及び圧力（４）容器内において使用済燃料の位置を固定するための装置の外
観（５）重量
１５．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しゃへい物の側壁における線量当量率１６．放射性廃棄物の排気口又は排気監視設備及び排水口又は排水監視設備における放射性物質の１日間及び３月間についての平均濃度
１７．管理区域における外部放射線に係る１週間の線量当量，空気中の放射性物質の１週間についての平均濃度及び放射性物質
によって汚染された物の表面の放射性物質の密度

１ヶ月に１回

配置又は配置替えの都度挿入前及び取出後

保存期間１年間（ただし，運転上の制限からの逸脱があった場合については５
年間）
１０年間

５年間
取出後１０年間払出しの都度

使用済燃料の貯蔵を委託する相手方に記録を引き渡すまでの期間

払出しの都度

使用済燃料の貯蔵を委託する相手方に記録を引き渡すまでの期間

毎日運転中１回

１０年間

１日間の平均濃度にあっては毎日
１回，３月間の平均濃度にあっては３月ごとに１回
毎週１回

１０年間

Ⅲ-2-120-2

１０年間

記録
記録すべき場合※１
１８．放射線業務従事者の４月１日を１年間の線量に始期とする１年間の線量，女子
あっては毎年度※３の放射線業務従事者の４月
１回，３月間の１日，７月１日，１０月１日及線量にあってはび１月１日を始期とする各３ ３月ごとに１回，月間の線量並びに本人の申出
１月間の線量に等により妊娠の事実を知るこ あっては１月ごとととなった女子の放射線業務に１回従事者にあっては出産までの間毎月１日を始期とする１月
間の線量
原子力規制
１９．４月１日を始期とする１年間の線量が２０ミリシーベルトを 委員会が定める
超えた放射線業務従事者の当 ５年間において毎年度１回
該１年間を含む原子力規制委
員会が定める５年間の線量
その都度２０．放射線業務従事者が緊急作業に従事した期間の始期及び終期
並びに放射線業務従事者の当
該期間の線量
その者が２１．放射線業務従事者が当該業務に当該業務に就く日の属する年度における就く時当該日以前の放射線被ばくの経歴及び原子力規制委員会が定める５年間における当該年度の前年度までの放射線被ばくの経歴
２２．発電所の外において運搬した核運搬の都度
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経路
２３．廃棄施設に廃棄した放射性廃棄
廃棄の都度物の種類，当該放射性廃棄物に含まれる放射性物質の数量，当該放射性廃棄物を容器に封入し，又は容器と一体的に固型化した場合には当該容器の数量
及び比重並びにその廃棄の日，場所及び方法
２４．放射性廃棄物を容器に封入し，封入又は又は容器に固型化した場合に固型化の都度は，その方法
２５．放射性物質による汚染の広がり
広がりの防止の防止及び除去を行った場合 及び除去の都度には，その状況及び担当者の氏名

Ⅲ-2-120-3

保存期間
※４

※４

※４

※４

１年間

※５

※５

１年間

記録

記録すべき場合※１

保存期間

２６．事故発生及び復旧の日時
２７．事故の状況及び事故に際して採った処置
２８．事故の原因
２９．事故後の処置
３０．風向及び風速
３１．降雨量
３２．大気温度
３３．保安教育の実施計画
３４．保安教育の実施日時，項目及び受けた者の氏名
３５．原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価
３６．原子炉施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価
３７．使用前検査（社内）の結果

その都度
同上

※５
※５

同上
同上
連続して※６
同上
同上
策定の都度
実施の都度

※５
※５
１０年間
１０年間
１０年間
３年間
３年間

評価の都度

※５

評価の都度

※５

検査の都度

検査を実施した発電用原子炉施設の存続する期間
検査を実施した発電用原子炉施設の存続する期間
検査を実施した発電用原子炉施設の存続する期間

３８．溶接検査（社内）の結果

検査の都度

３９．施設定期検査（社内）の結果

検査の都度※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により記録不能な期間を除く。
※２：「警報装置から発せられた警報」とは，技術基準規則第４７条第１項及び第２項に規定する範囲の警報をいう。
※３：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を除く。
※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，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※５：廃止措置が終了し，その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて，原子力規制委員会の確認を受けるまでの期間※６：デジタルデータにより保存することができる。

Ⅲ-2-120-4

表１２０－２※７
記録

記録すべき場合

保存期間

変更の都度

変更後５年が経過するま

1.品質マネジメントシステム計画に関する以下の文書
第 3 条品質マネジメントシステム計
画の「4.2.1a) ～d) 」に定める文での期間

書
2.品質管理基準規則の要求事項等に基づき作成する以下の記録(1)重要なリスクの報告の記録，及び必要な措置があればその結果の記

作成の都度

※５

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

録
(2)マネジメントレビューの結果の記
録(3)力量，教育・訓練及び他の措置について該当する記録(4)業務・特定原子力施設のプロセス
及びその結果が，要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録(5)業務・特定原子力施設に対する要求事項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(6)業務・特定原子力施設の要求事項に関連する設計・開発へのインプッ
トの記録(7)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(8)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(9)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(10)設計・開発の変更の記録

Ⅲ-2-120-5

記録

記録すべき場合

保存期間

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

(18)校正及び検証の結果の記録

作成の都度

５年

(19)内部監査の結果の記録

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

作成の都度

５年

(23)是正処置の結果の記録

作成の都度

５年

(24)未然防止処置の結果の記録

作成の都度

５年

(11)設計・開発の変更のレビュー，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(12)供給者の評価の結果の記録，及び評価によって必要とされた処置があればその記録(13)プロセスの妥当性確認の結果の記録(14)業務・特定原子力施設に関するト
レーサビリティの記録(15)組織の外部の者の所有物に関して，組織が必要と判断した場合の記
録(16)校正又は検証に用いた基準の記
録(17)測定機器が要求事項に適合していないと判明した場合の，従前の測定結果の妥当性評価の記録(20)自主検査等の合否判定基準への適合の記録(21)プロセスの次の段階に進むことを承認した人の記録(22)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む処置の記録※７：表１２０－１を適用する場合は，本表を適用しない。

Ⅲ-2-120-6

（報告）
第１２１条
各プログラム部長，運用部長又は各ＧＭは，次のいずれかに該当する場合又は該当する
おそれがあると判断した場合について直ちに所長及び原子炉主任技術者に報告する。
（１）運転上の制限を満足していないと判断した場合（第73条）（２）放射性液体廃棄物又は放射性気体廃棄物について放出管理目標値を超えて放出した場合（第88条,第89条）（３）外部放射線に係る線量当量率等に異常が認められた場合（第101条）（４）福島第一炉規則第18条第3号から第6号及び第8号から第15号に定める報告事象が生じた場合（５）第７６条第１項に定める異常が発生した場合
２．所長は，前項に基づく報告を受けた場合，社長に報告する。
３．第１項又は第２項に基づく報告が，不在で遂行できない場合及び夜間休祭日の報告方
法は，「トラブル等の報告マニュアル」による。
４．第１項（１）に該当する場合は，「トラブル等の報告マニュアル」に基づき，直ちに原子力規制委員会に報告する。

Ⅲ-2-121-1

附
附則（令和６年６月２８日

則

原規規発第 2406282 号）（施行期日）
第１条
この規定は，令和６年７月８日から施行する。
附則（令和６年５月２１日

原規規発第 2405211 号）（施行期日）
第１条
この規定は，令和６年７月１日から施行する。
２．第４条及び第５条については，原子力規制委員会の認可を受けた後，当社が定める日から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和６年４月２２日

原規規発第 2404223 号）（施行期日）
第１条
２．添付１（管理区域図）の全体図及び添付２（管理対象区域図）の全体図の変更は，化学分析棟の増床部の運用開始をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和５年５月１０日

原規規発第 2305107 号）（施行期日）
第１条
２．第５条については，ＡＬＰＳ処理水希釈放出設備の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和５年４月１７日

原規規発第 23041712 号）（施行期日）
第１条
２．添付１（管理区域図）の全体図及び添付２（管理対象区域図）の全体図の変更は，それぞれの区域の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和５年３月７日 原規規発第 2303075 号）（施行期日）

Ⅲ-2-附則-1

第１条
２．添付２（管理対象区域図）の全体図における瓦礫類一時保管エリアの変更は，それぞれの区域の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和５年２月２１日

原規規発第 2302212 号）（施行期日）
第１条
２．第８９条の表８９－１における固体廃棄物貯蔵庫第１０棟排気口から放出される放射性気体廃棄物の管理については，固体廃棄物貯蔵庫第１０棟の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
３．添付１（管理区域図）の全体図及び固体廃棄物貯蔵庫第１０棟の管理区域図面並びに添付２（管理対象区域図）の全体図及び固体廃棄物貯蔵庫第１０棟の管理対象区域図面の変更は，それぞれの区域の区域区分の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和３年４月６日 原規規発第 2104063 号）（施行期日）
第１条
２．第５条，第８７条，第８７条の２及び第８９条については，減容処理設備の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和２年８月３日 原規規発第 2008037 号）（施行期日）
第１条
２．添付１（管理区域図）の全体図における免震重要棟及び入退域管理棟，添付２（管理対象区域図）の全体図における免震重要棟及び入退域管理棟並びに免震重要棟及び入退域管理棟の管理対象区域図面の変更は，それぞれの区域の区域区分の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（令和２年５月２７日

原規規発第 2005271 号）（施行期日）
第１条
２．第５条については，大型廃棄物保管庫の運用を開始した時点から適用することとし，それまでの間は従前の例による。
３．添付１（管理区域図）の全体図及び大型廃棄物保管庫の管理区域図面並びに添付２（管理対象区域図）の全体図及び大型廃棄物保管庫の管理対象区域図面の変更は，それぞれⅢ-2-附則-2

の区域の区域区分の変更をもって適用することとし，それまでの間は従前の例による。
附則（平成２５年８月１４日 原規福発第 1308142 号）（施行期日）
第１条
第６１条において，非常用発電機の運用を開始するまでは，必要な電力供給が可能な場合，他号炉の非常用ディーゼル発電機又は可搬式発電機を非常用発電設備とみなすことができる。

Ⅲ-2-附則-3

別添１

２０１７年８月２５日

原子力規制委員会提出文書（第２条関連）『福島第一原子力発電所の基本姿勢』作成の元となった２０１７年８月２５日 原子力規制委員会に提出した原文2017 年 8 月 25 日
原子力規制委員会 殿
東京電力ホールディングス株式会社
代表執行役社長 小早川 智明

本年 7 月 10 日の原子力規制委員会との意見交換に関する回答

１．はじめに当社が起こした福島原子力事故により、私たちは、支えて下さった地元の皆さまに塗炭の苦しみを与えました。事故を起こした当事者の代表として、私は、このような事故を二度と起こさないと固く誓い、福島復興、福島第一原子力発電所の廃炉、賠償をやり遂げる
ため、自ら判断し、実行し、説明する責任を果たしてまいります。
福島の方からは、当社が福島第一原子力発電所の廃炉を安全にやり遂げることについて、強いご要請を頂いています。廃炉の過程には、処理水をどう取り扱うのか、放射性廃棄物
をどう処分するのか、などの課題があると認識しています。
新潟の方からは、福島原子力事故の教訓を安全対策等に結びつけるための徹底的な検証を行うことについて、強いご要請を頂いています。
こうした地元のご要請に真摯に向き合い、決して独りよがりにはならずに、私をはじめ経営層が地元に足を運び、対話を重ね、地元の思いに配慮しつつ責任を果たすことが、私たちの主体性と考えています。
なお、福島第二原子力発電所や柏崎刈羽原子力発電所の今後についても、同様に経営としてしっかり検討・判断してまいります。
これまで、当社は、社外に向かって当社の考えをお伝えし、行動を起こしていく姿勢に欠けていたものと自覚しています。同様に、社内においても、こうした姿勢の欠如に起因する部門間のコミュニケーションの悪さが、組織の一体感のなさや対外情報発信の至らなさを招いたものと反省しています。このため、私は、組織の縦割りや閉鎖性を打破することにより、社内外に開かれた組織をつくってまいります。

Ⅲ-2-別添 1-1

また、福島復興、福島第一原子力発電所の廃炉、賠償をやり遂げることと、終わりなき
原子力の安全性向上に取り組むことは、当社自身の責任であると改めて自覚します。トッ
プである私が先頭に立ち、現地現物主義で自らの頭と手を使い、主体性を持って様々な課
題をやり遂げる企業文化を根付かせてまいります。
原子力の安全に対しては、社長の私が責任者です。私はこの責任に決して尻込みしません。この責任を果たすにあたり、協力企業を含め、私とともに安全を担う現場からの声を、トップである私がしっかり受け止め、原子力安全の向上のための改革を進めます。同時に、こうした取組の中で、私の責任で現場のモチベーションを高めていくことも実施してまいります。
会長以下の取締役会は、原子力安全監視室、原子力改革監視委員会をはじめとする、原子力の専門家からの指導、助言も踏まえ、私が先頭に立って進める執行の取組を監督する役割を果たしてまいります。
こうした決意の下、7 月 10 日の貴委員会における各論点に関して、以下の通りお答えします。

２．各論点に対するご回答①福島第一原子力発電所の廃炉を主体的に取り組み、やりきる覚悟と実績を示すことができない事業者に、柏崎刈羽原子力発電所を運転する資格は無い
福島第一原子力発電所の廃炉は、国内外の叡智や、地元をはじめ多くの関係者のご協力を得つつ、当社が主体となり進めます。貴委員会の「福島第一原子力発電所の中期的リスクの低減目標マップ」で示されたリスクの低減はもとより、福島第一原子力発電所の廃炉を着実に進めます。
福島第一原子力発電所の廃炉を進めるにあたっては、進捗に応じて、地元の方々の思いや安心、復興のステップに配慮しつつ、当社は、主体的に関係者にしっかりと向き合い、
課題への対応をご説明し、やり遂げる覚悟です。
これまでの地元の方との対話から、私が感じているのは、風評被害の払しょくに向けた
当社の取組は不十分であり、これまで以上に努力して取り組む必要があるということです。
当社は、風評被害の対策について、誠意と決意を持って取り組んでまいります。
今後、当社は、風評被害に対する行動計画を作成し、「多核種除去設備等処理水の取扱いに関する小委員会」の場をはじめ、あらゆる機会を捉え、ご説明してまいります。行動計
画の作成にあたっては、これまで取り組んできた以下の項目に留まらず、地元の方々のごⅢ-2-別添 1-2

意見を伺い、幅広く検討してまいります。
◦

福島第一廃炉・汚染水対策に関する国内外への情報提供◦

福島県産品の購入等に関する取組②福島第一原子力発電所の廃炉に多額を要する中で、柏崎刈羽原子力発電所に対する事業者責任を全うできる見込みが無いと、柏崎刈羽原子力発電所の運転を再開することはできない
当社は、福島第一原子力発電所の廃炉をやり遂げることと、柏崎刈羽原子力発電所の終
わりなき安全性向上を、両立してまいります。
現在審査頂いている柏崎刈羽６/７号機の安全対策については、一定の進捗をみていますが、今後要する資金の手当てについては、当社において策定し、主務大臣の認定を受けた
新々総合特別事業計画でお示しした計画に基づき、着実に実行してまいります。
また、今後、追加で安全対策が必要となる場合は、社長である私の責任で資金を確保いたします。

③原子力事業については、経済性よりも安全性追求を優先しなくてはならない

当社は、二度と福島第一原子力発電所のような事故を起こさないとの決意の下、原子力事業は安全性確保を大前提とすることを誓います。
私は、安全性をおろそかにして、経済性を優先する考えは微塵もありませんし、決していたしません。

④不確実・未確定な段階でも、リスクに対する取り組みを実施しなければならない
福島原子力事故を経験した当社の反省の一つは、知見が十分でない津波に対し、想定を上回る津波が発生する可能性は低いと判断し、津波・浸水対策の強化といったリスク低減の努力を怠ったことです。
この反省を踏まえ、当社は、⑤で述べるように世界中の運転経験や技術の進歩に目を開き、謙虚に学んで、リスクを低減する努力を日々継続してまいります。
社長である私は、「安全はこれで十分ということを絶対に思ってはいけない」という最大の教訓を、繰り返し全社員に強く語りかけてまいります。

Ⅲ-2-別添 1-3

⑤規制基準の遵守は最低限の要求でしか無く、事業者自らが原子力施設のさらなる安全性向上に取り組まなくてはならない
当社は、福島原子力事故に対する深い反省から、原子力の安全性向上について、規制に留まらず、さらなる高みを目指すため、WANO、INPO、JANSI をはじめ各国の団体・企業からの学びを大切にし、ベンチマーク等を行い、不断の改善を行ってまいります。
日常の運転・保守の改善や、発電所の脆弱性抽出とその対策実施に対して、ＰＲＡ（確率論的リスク評価）の活用をはじめ、リスクに向き合い安全性を継続的に向上させるための取組を行ってまいります。
現場では、過酷事故時に対応するためにハード・ソフトの対策を整備し、これをより実効的なものとするため、訓練を繰り返し実施してまいります。
私は、何よりも、発電所のことをよく知る現場からの提案やリスクへの気づきをこれまで以上に大切にし、原子力・立地本部長の下で、現場からの改善提案を積極的に受け入れる「安全向上提案力強化コンペ」などの取組を強化してまいります。
今後も、優れた改善提案には、優先的にリソースを配分し、さらなる改善を実現してまいります。

⑥原子力事業に関する責任の所在の変更を意味する体制変更を予定しているのであれ
ば、変更後の体制のもとで柏崎刈羽原子力発電所について再申請するべき

当社は、福島第一原子力発電所の廃炉をやり遂げることと、柏崎刈羽原子力発電所の終
わりなき安全性向上を、両立してまいります。
私が社長就任時に表明した原子力事業の組織の在り方は、法人格が変わる分社化ではな
く、社内カンパニー化であり、私が原子力安全の責任者であることは変わりません。
トップである私の目指す社内カンパニー化は、これまでのような情報共有ミスを防ぐな
ど、縦割りや閉鎖性を打破し、組織を開くという社内のガバナンス強化が目的であり、炉規制法に基づく審査要件に影響するような責任の所在変更は行いません。

⑦社内の関係部門の異なる意見や知見が、一元的に把握され、原子力施設の安全性向上に的確に反映されなければならない

当社は、福島原子力事故時の炉心溶融の判定基準の有無に関して誤った説明をしていた

Ⅲ-2-別添 1-4

問題や、柏崎刈羽 6/7 号機の安全審査対応における問題などの反省から、経営層を含め、各層が日々迅速に情報を共有するとともに、組織横断的な課題などの情報を一元的に共有するための対策を実施してまいります。
また、発電所と本社経営層の距離をなくすためのコミュニケーションの場を増やし、現場と経営トップが同じ情報を基に、安全を議論できるようにしてまいります。例えば、本社の会議の運営を効率化する等により、私をはじめ経営層が現場に足を運び、直接現場を見て、現場の話を聞く機会を増やしてまいります。

以上

Ⅲ-2-別添 1-5

別添２

重要なリスク情報への対応

重要なリスク情報への対応①リスク情報収集・組織は保安活動の実施によって得られたリスク情報を収集②リスク情報を速やかに報告
・組織は原子炉施設の設計・開発の想定を超えるおそれがあるリスク情報を社長へ速やかに報告
・社長はリスク緩和措置の検討，情報の追加収集を指示③リスク緩和措置の実施
・社長は原子力の安全がそれ以外の事由により損なわれることがないよう，安全を最優先して緩和措置を決定
・組織はリスク緩和措置を実施④追加措置の実施
・組織はリスク情報を追加収集
・社長は原子力の安全がそれ以外の事由により損なわれることがないよう，安全を最優先して追加措置を決定
・組織は追加措置を実施⑤措置の完了確認
・社長はリスク緩和措置，追加措置の完了を確認

Ⅲ-2-別添 2-1

添付１については核物質防護上の理由から公開しないこととしております。

添付１

管

理

区

域

図

（第９２条の２及び第９３条の３関連）

添付２については核物質防護上の理由から公開しないこととしております。

添付２

管 理

対 象 区

域 図

（第９２条，第９３条及び第９３条の２関連）

添付３については核物質防護上の理由から公開しないこととしております。

添付３

保

全

区

（第９７条関連）域

図