核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令中核燃料物質の使用等に関する規定に基き、及び同規定を実施するため、核燃料物質の使用等に関する規則を次のように定める。
（工事の技術上の基準）
第二条の五 法第五十五条の二第二項に規定する工事の技術上の基準は、次の各号に掲げるとおりとする。
一 使用施設等は、核燃料物質が臨界に達するおそれがないようにするため、核的に安全な形状寸法にすることその他の適切な措置が講じられているものであること。
二 使用施設等は、これらに作用する地震力による損壊により一般公衆に放射線障害を及ぼさないように施設されているものであること。
三 使用施設等に属する主要な容器又は管は、耐圧試験又は漏えい試験を行つたとき、これに耐え、かつ、著しい漏えいがないものであること。
四 セル等がその内部を負圧状態に保つ必要があるものであるときは、当該セル等は、その内部を常時負圧状態に維持しうるものであること。
五 プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質（使用済燃料を除く。）を使用し、貯蔵し、又は廃棄（保管廃棄を除く。）するセル等又は再処理研究設備（再処理の研究の用に供する設備であつて、気密又は水密を要するものをいう。）をその内部に設置するセル等は、給気口及び排気口を除き、密閉することができる構造であること。
六 液体状の核燃料物質等を使用し、貯蔵し、又は廃棄するセル等は、当該物質がセル等外に漏えいするおそれがない構造であること。
七 密封されていない核燃料物質等を使用するフードは、その開口部の風速を適切に維持しうるものであること。
八 プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質を使用し、貯蔵し、又は廃棄（保管廃棄を除く。）する室並びに核燃料物質による汚染の発生のおそれがある室は、その内部を負圧状態に維持しうるものであること。
九 液体状の核燃料物質等を使用し、貯蔵し、又は廃棄する設備が設置される施設（液体状の核燃料物質等の漏えいが拡大するおそれがある部分に限る。）は、当該物質が当該施設内に漏えいした場合にも、これが施設外に漏えいするおそれがない構造であること。
十 しやへい壁その他のしやへい物は、第二条の二第一項又は第二項の規定により施設検査の申請書に記載された最大の量の核燃料物質を使用し、又は貯蔵する場合において、人が常時立ち入る場所における外部放射線に係る文部科学大臣の定める線量を一週間につき一ミリシーベルト以下とする能力を有する構造であること。
十一 使用施設等の安全を著しく損なうおそれが生じたとき、排気口又はこれに近接する個所における排気中の放射性物質の濃度が著しく上昇したとき又は液体状の放射性廃棄物の廃棄施設から液体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが生じたときに警報を発する装置は、迅速、かつ、確実に動作するものであること。
十二 廃棄施設は、周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が、それぞれ文部科学大臣の定める値以下になるように使用施設等において発生する放射性廃棄物を廃棄する能力を有する構造であること。
十三 非常用動力源その他の非常用安全装置は、迅速、かつ、確実に動作するものであること。
十四 使用施設等は、前各号に定めるもののほか、法第五十二条第一項又は法第五十五条第一項の使用又は変更の許可の申請書及びこれらの許可の際に付された条件を記載した書類に記載したところによるものであること。
（溶接検査を受ける使用施設等）
第二条の六 法第五十五条の三第一項の文部科学省令で定める使用施設等は、令第四十一条第一号又は第二号に掲げる核燃料物質に係る使用施設等にあつては第一号から第三号まで及び第七号に、同条第三号から第六号までに掲げる核燃料物質に係る使用施設等にあつては第四号から第七号までに掲げるとおりとする。
一 プルトニウム又はプルトニウム化合物を含む液体状又は気体状の物質を内包する容器又は管であつて、次のいずれかに該当するもの
イ その内包するプルトニウムの放射能濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上のもの
ロ その内包するプルトニウムの放射能濃度が三十七マイクロベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七ベクレル毎立方センチメートル）以上の容器（イに規定するものを除く。）であつて、最高使用圧力が九十八キロパスカル以上のもの又は内容積が〇・〇四立方メートルを超えるもの
ハ その内包するプルトニウムの放射能濃度が三十七マイクロベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七ベクレル毎立方センチメートル）以上の管（イに規定するものを除く。）であつて、外径六十一ミリメートル（最高使用圧力が九十八キロパスカル未満の管にあつては、百ミリメートル）を超えるもの（放射性物質の閉じ込め区域内にあつて内部の圧力が外部の圧力より低く維持されているダクトを除く。）
二 放射性物質を含む液体状又は気体状の物質を内包する容器又は管（前号に規定するものを除く。）であつて、次のいずれかに該当するもの
イ その内包する放射性物質の濃度が三十七ベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七メガベクレル毎立方センチメートル）以上のもの
ロ その内包する放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上の容器（イに規定するものを除く。）であつて、最高使用圧力が九十八キロパスカル以上のもの又は内容積が〇・〇四立方メートルを超えるもの
ハ その内包する放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル（液体状の物質を内包する場合は、三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上の管（イに規定するものを除く。）であつて、外径六十一ミリメートル（最高使用圧力が九十八キロパスカル未満の管にあつては、百ミリメートル）を超えるもの（放射性物質の閉じ込め区域内にあつて内部の圧力が外部の圧力より低く維持されているダクトを除く。）
三 プルトニウムの放射能濃度が三十七キロベクレル毎立方センチメートル以上の液体状の物質又は放射性物質の濃度が三十七メガベクレル毎立方センチメートル以上の液体状の物質を内包する容器又は管からの漏えいの拡大を防止するために設置されるドリップトレイその他の容器
四 ウラン又はウランの化合物を含む気体状の物質を内包する容器又は管（その容器又は管の内部の圧力が外部の圧力より低く維持されているものを除く。）であつて、次のいずれかに該当するもの
イ その内包するウランの放射能濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル以上の容器であつて、最高使用圧力が九十八キロパスカル以上のもの又は内容積が〇・〇四立方メートルを超えるもの
ロ その内包するウランの放射能濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル以上の管であつて、外径六十一ミリメートル（最高使用圧力が九十八キロパスカル未満の管にあつては、百ミリメートル）を超えるもの
五 ウラン又はウランの化合物を含む液体状の物質を内包する容器又は管であつて、次のいずれかに該当するもの
イ その内包するウランの放射能濃度が三十七キロベクレル毎立方センチメートル以上の容器（その内包するウランの量が五キログラム未満のものを除く。）
ロ その内包するウランの放射能濃度が三十七キロベクレル毎立方センチメートル以上の管（その内包するウランの量が五キログラム未満の容器に附属する管を除く。）であつて、液体状の六ふつ化ウランを内包するもの又は外径六十一ミリメートル（最高使用圧力が九十八キロパスカル未満の管にあつては、百ミリメートル）を超えるもの
六 六ふつ化ウランの加熱容器であつて、液体状の六ふつ化ウラン又は大気圧を超える圧力の気体状の六ふつ化ウランを内包する容器からの漏えいの拡大を防止する機能を有するもの（加熱するウランの量が五キログラム未満のものを除く。）
七 胴の外径が百五十ミリメートル以上の容器又は外径百五十ミリメートル以上の管（前各号に規定する容器又は管を除く。）であつて、放射性物質を含む液体状若しくは気体状の物質を内包し、又は非常用電源設備その他の安全上重要な施設に属するもののうち、次に定める圧力以上の圧力を加えられる部分（以下「耐圧部分」という。）について溶接をするもの
イ 液体用の容器又は管であつて、最高使用温度がその液体の沸点未満のものについては、最高使用圧力千九百六十キロパスカル
ロ イに規定する容器以外の容器については、最高使用圧力九十八キロパスカル
ハ イに規定する管以外の管については、最高使用圧力九百八十キロパスカル（長手継手の部分にあつては、四百九十キロパスカル）
（溶接検査の申請）
第二条の七 法第五十五条の三第一項の規定により使用施設等の溶接について検査（独立行政法人原子力安全基盤機構（以下「機構」という。）が行うものを除く。）を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を提出しなければならない。ただし、第三項に定める場合は、この限りでない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあつては、その代表者の氏名
二 検査を受けようとする容器又は管の種類、主要寸法、最高使用圧力、最高使用温度並びに内包する放射性物質の種類及び濃度
三 溶接工程表
四 検査を受けようとする事項、期日及び場所
２ 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類を添付しなければならない。
一 溶接設備の種類及び容量、溶接部の設計及び溶接施行法（以下「溶接施行方法」という。）並びに溶接を行う者の氏名を記載した溶接明細書
二 溶接の方法に関する説明書
三 検査を受けようとする容器又は管の構造図
四 溶接部の設計図
３ 法第五十五条の三第一項の規定により溶接をした使用施設等であつて輸入したものの当該溶接について検査（機構が行うものを除く。）を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項を記載した申請書を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つては、その代表者の氏名
二 検査を受けようとする容器又は管の種類、主要寸法、最高使用圧力、最高使用温度並びに内包する放射性物質の種類及び濃度
三 溶接施行工場の名称及び所在地
四 検査を受けようとする事項、期日及び場所
４ 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類を添付しなければならない。
一 溶接の方法に関する説明書
二 検査を受けようとする容器又は管の構造図
三 溶接部の設計図
四 溶接（前条第七号に規定する容器又は管についての漏止め溶接を除く。）についての材料試験、非破壊試験（次条第二号に規定する溶接部に関するものに限る。）及び機械試験（同条第三号に規定する溶接部に関するものに限る。）の結果並びに耐圧試験又は漏えい試験の結果に関する資料
５ 第一項若しくは第三項の申請書又は第二項若しくは前項の書類に記載された事項を変更したときは、速やかに届け出なければならない。
６ 第一項及び第三項の申請書並びに前項の届出に係る書類の提出部数は、正本一通及び副本二通とする。
７ 機構が行う法第五十五条の三第一項の検査を受けようとする者は、法第六十五条第一項に規定する事務規程で定めるところにより、申請書を機構に提出しなければならない。
（保安規定）
第二条の十二 法第五十六条の三第一項の規定による保安規定の認可を受けようとする者は、認可を受けようとする工場又は事業所ごとに、次の各号に掲げる事項について保安規定を定め、これを記載した申請書を文部科学大臣に提出しなければならない。
一 使用施設等の管理を行う者の職務及び組織に関すること。
二 放射線業務従事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
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つて次に掲げるもの
(１) 関係法令及び保安規定に関すること。
(２) 使用施設等の構造、性能及び操作に関すること。
(３) 放射線管理に関すること。
(４) 核燃料物質及び核燃料物質によつて汚染された物の取扱いに関すること。
(５) 非常の場合に採るべき処置に関すること。
ハ その他使用施設等に係る保安教育に関し必要な事項
三 災害の防止上特に管理を必要とする機器の操作に関すること。
四 管理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。
五 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。
六 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。
七 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。
八 使用施設等の巡視及び点検並びにこれらに伴う処置に関すること。
九 核燃料物質の受渡し、運搬、貯蔵その他の取扱いに関すること。
十 放射性廃棄物の廃棄に関すること。
十一 非常の場合に採るべき処置に関すること。
十二 使用施設等に係る保安（保安規定の遵守状況を含む。）に関する記録に関すること。
十三 使用施設等の定期的な自主検査に関することであつて次に掲げるもの
イ 使用施設等の保安上特に管理を必要とする設備の性能が維持されているかどうかについての検査に関すること。
ロ 使用施設等の保安のために直接関連を有する計器及び放射線測定器の校正に関すること。
十四 品質保証（保安のために必要な措置を体系的に実施することにより、原子力の安全を確保することをいう。）に関することであつて次に掲げるもの
イ 品質保証計画の策定に関すること。
ロ 品質保証活動を行う者の職務及び組織に関すること。
ハ 品質保証計画に基づく品質保証活動の実施（保安に関し必要な個々の事項の計画、実施、評価及び継続的な改善を含む。）、評価（監査を含む。）及び品質保証計画の継続的な改善に関すること。
ニ 品質保証活動に必要な文書及び記録に関すること。
十五 その他使用施設等に係る保安に関し必要な事項
２ 所在地が茨城県にある工場又は事業所に係る前項の申請書の提出は、水戸原子力事務所長を経由してしなければならない。ただし、行政手続等における情報通信の技術の利用に関する法律（平成十四年法律第百五十一号）第三条第一項の規定により同項に規定する電子情報処理組織を使用して前項の申請をする場合には、水戸原子力事務所長を経由しないで申請するものとする。
３ 第一項の申請書の提出部数は、正本及び副本一通とする。
（使用の技術上の基準）
第三条 法第五十七条第一項に規定する使用の技術上の基準は、次の各号に掲げるとおりとする。ただし、使用者で文部科学大臣の定めるものについては、第三号、第七号から第十号まで及び第十二号の規定は、適用しない。
一 核燃料物質の使用は、使用施設において行うこと。
二 使用施設の目につきやすい場所に、使用上の注意事項を掲示すること。
三 核燃料物質を使用する場合は、作業衣等を着用して作業し、かつ、これらの作業衣等は、使用施設外において着用しないこと。
四 管理区域を設定し、かつ、当該区域においては、次の措置を講ずること。
イ 壁、さく等の区画物によつて区画するほか、標識を設けることによつて明らかに他の場所と区別し、かつ、放射線業務従事者以外の者が当該区域に立ち入る場合は、放射線業務従事者の指示に従わせること。
ロ 放射性物質を経口摂取するおそれのある場所での飲食及び喫煙を禁止すること。
ハ 床、壁その他人の触れるおそれのある物であつて放射性物質によつて汚染されたものの表面の放射性物質の密度が文部科学大臣の定める表面密度限度を超えないようにすること。
ニ 管理区域から人が退去し、又は物品を持ち出そうとする場合には、その者の身体及び衣服、履物等身体に着用している物並びにその持ち出そうとする物品（その物品を容器に入れ又は包装した場合には、その容器又は包装）の表面の放射性物質の密度がハの表面密度限度の十分の一を超えないようにすること。
五 周辺監視区域を設定し、かつ、当該区域においては、次の措置を講ずること。
イ 人の居住を禁止すること。
ロ 境界にさく又は標識を設ける等の方法によつて周辺監視区域に業務上立ち入る者以外の者の立入りを制限すること。ただし、当該区域に人が立ち入るおそれのないことが明らかな場合は、この限りでない。
六 放射線業務従事者の線量等については、次の措置を講ずること。
イ 放射線業務従事者の線量が文部科学大臣の定める線量限度を超えないようにすること。
ロ 放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。
七 管理区域及び周辺監視区域における線量当量率並びに管理区域における放射性物質による汚染の状況の測定は、これらを知るために最も適した箇所において、かつ、放射線測定器を用いて行うこと。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合には、計算によつてこれらの値を算出することができる。
八 放射線業務従事者の線量当量の測定は、次に定めるところにより行うこと。
イ 外部放射線に被ばくすることによる線量当量の測定は、これを知るために最も適した人体部位について、放射線測定器を用いて測定すること。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合にあつては、計算によつてこの値を算出することとする。
ロ イの測定は、管理区域に立ち入つている間継続して行うこと。
ハ 人体内部に摂取した放射性物質からの放射線に被ばくすることによる線量当量の測定は、文部科学大臣の定めるところにより、放射性物質を吸入摂取し、又は経口摂取するおそれのある場合に行うこと。
九 放射性物質による人体及び人体に着用している物の表面の汚染の状況の測定は、放射性物質によつて汚染されるおそれのある人体部位の表面及び人体に着用している物の表面であつて放射性物質によつて汚染されるおそれのある部分について、放射線測定器を用いて行うこと。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合には、計算によつてこの値を算出することができる。
十 前号の測定は、放射性物質を経口摂取するおそれのある場所において、当該場所から人が退出するときに行うこと。
十一 核燃料物質の使用は、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のないように行うこと。
十二 換気設備、放射線測定器及び非常用設備は、常にこれらの機能を発揮できる状態に維持しておくこと。
（防護措置）
第三条の三 法第五十七条第二項の規定により、使用者は、次の表の上欄に掲げる特定核燃料物質の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げる措置を採らなければならない。
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一 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム（プルトニウム二三八の同位体濃度が百分の八十を超えるものを除く。以下この表において同じ。）及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、プルトニウムの量が二キログラム以上のもの
ロ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が五キログラム以上のもの
ハ ウラン二三三及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三三の量が二キログラム以上のもの
二 照射された前号に掲げる物質であつて、その表面から一メートルの距離において、当該物質から放出された放射線が空気に吸収された場合の吸収線量率（以下単に「吸収線量率」という。）が一グレイ毎時以下のもの
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次項に定める措置
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三 照射された第一号に掲げる物質であつて、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時を超えるもの（使用済燃料を溶解した液体から核燃料物質その他の有用物質を分離した残りの液体をガラスにより容器に固型化した物（第七号及び第九号において「ガラス固化体」という。）に含まれるものを除く。）
四 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、プルトニウムの量が五百グラムを超え二キログラム未満のもの
ロ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が一キログラムを超え五キログラム未満のもの
ハ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の十以上で百分の二十に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が十キログラム以上のもの
ニ ウラン二三三及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三三の量が五百グラムを超え二キログラム未満のもの
五 照射された前号に掲げる物質であつて、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時以下のもの
六 令第二条第三号に規定する特定核燃料物質
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第三項に定める措置
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七 照射された第四号に掲げる物質であつて、その表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時を超えるもの（ガラス固化体に含まれるものを除く。）
八 照射されていない次に掲げる物質
イ プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、プルトニウムの量が十五グラムを超え五百グラム以下のもの
ロ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の二十以上のウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が十五グラムを超え一キログラム以下のもの
ハ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が百分の十以上で百分の二十に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が一キログラムを超え十キログラム未満のもの
ニ ウラン二三五のウラン二三五及びウラン二三八に対する比率が天然の比率を超え百分の十に達しないウラン並びにその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三五の量が十キログラム以上のもの
ホ ウラン二三三及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質であつて、ウラン二三三の量が十五グラムを超え五百グラム以下のもの
九 照射された前号に掲げる物質（照射された同号ニに掲げる物質であつて照射直後にその表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時を超えていたもの及びガラス固化体に含まれる照射された同号に掲げる物質であつてその表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時を超えるものを除く。）
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第四項に定める措置
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２ 前項の表第一号及び第二号の特定核燃料物質の防護のために必要な措置は、次の各号に掲げるものとする。
一 特定核燃料物質の防護のための区域（以下「防護区域」という。）を定め、当該防護区域を鉄筋コンクリート造りの障壁等の堅固な構造の障壁によつて区画すること。
二 防護区域の周辺に、防護区域における特定核燃料物質の防護をより確実に行うための区域（以下「周辺防護区域」という。）を定め、当該周辺防護区域をさく等の障壁によつて区画し、及び当該障壁の周辺に照明装置等の容易に人の侵入を確認することができる装置を設置すること。
三 見張人に、防護区域又は周辺防護区域への人の侵入を監視するための装置の有無並びに防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該防護区域及び当該周辺防護区域を巡視させること。
四 防護区域及び周辺防護区域への人の立入りについては、次に掲げる措置を講ずること。
イ 業務上防護区域又は周辺防護区域に常時立ち入ろうとする者については、当該防護区域又は当該周辺防護区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に当該立入りを認めたことを証明する書面等（以下この号において「証明書等」という。）を発行し、当該立入りの際に当該証明書等を所持させること。
ロ 防護区域又は周辺防護区域に立ち入ろうとする者（イに掲げる証明書等を所持する者（以下「常時立入者」という。）を除く。）については、その身分及び当該防護区域又は当該周辺防護区域への立入りの必要性を確認の上、当該者に証明書等を発行し、当該立入りの際に当該証明書等を所持させること。
ハ ロに掲げる証明書等を所持する者が防護区域に立ち入る場合は、当該防護区域内において常時立入者を同行させ、当該常時立入者に特定核燃料物質の防護のために必要な監督を行わせること。
五 防護区域及び周辺防護区域への業務用の車両以外の車両の立入りを禁止すること。ただし、防護区域又は周辺防護区域に立ち入ることが特に必要な車両であつて、特定核燃料物質の防護上支障がないと認められるものについては、この限りでない。
六 防護区域及び周辺防護区域の出入口においては、次に掲げる措置を講ずること。ただし、イ又はロに掲げる点検については、これと同等以上の特定核燃料物質の防護のための措置を講ずる場合は、当該点検を省略することができる。
イ 特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為又は特定核燃料物質が置かれている施設若しくは特定核燃料物質の防護のために必要な設備若しくは装置に対する破壊行為の用に供され得る物品（持込みの必要性が認められるものを除く。）の持込み及び特定核燃料物質（持出しの必要性が認められるものを除く。）の持出しが行われないように点検を行うこと。
ロ 第四号イ及びロに掲げる証明書等を所持する者が物品を防護区域に持ち込み又は防護区域から持ち出そうとする場合は、当該防護区域の出入口において、イの点検のほか、当該防護区域における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ、金属を検知することができる装置及び特定核燃料物質を検知することができる装置を用いて点検を行うこと。
ハ 見張人に出入口を常時監視させること。ただし、出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知し、表示することができる装置を設置した場合は、当該出入口については、この限りでない。
七 特定核燃料物質の管理については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 特定核燃料物質は、防護区域内に置くこと。
ロ 見張人に、人の侵入を監視するための装置を用いる等の方法により特定核燃料物質を常時監視させること。ただし、鉄筋コンクリート造りの施設等の堅固な構造の施設（以下この号及び第九号において単に「施設」という。）であつて次に掲げる措置を講じたものの中に置かれている特定核燃料物質については、この限りでない。
(１) 施設の出入口に施錠するとともに、人の侵入を検知し、表示することができる装置を設置すること。
(２) 施設に立ち入ることが特に必要な者であることを確認の上当該施設に立ち入ることを認めた者以外の者の当該施設への立入りを禁止すること。
(３) 見張人に、施設への人の侵入を監視するための装置の有無並びに施設における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該施設の周辺を巡視させること。
ハ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その取扱いに係る特定核燃料物質又は設備若しくは装置に異常が認められた場合には、直ちに、その旨をあらかじめ指定した者に報告させること。
ニ 特定核燃料物質の取扱いに従事する者に、その日の作業の終了後に、その取扱いに係る特定核燃料物質並びに設備及び装置について点検を行わせ、当該点検において、当該特定核燃料物質又は設備若しくは装置について異常が認められた場合には直ちにその旨を、異常が認められない場合にはその旨を、あらかじめ指定した者に報告させること。
八 人の侵入を監視するための装置（以下この号において「監視装置」という。）を設置する場合は、次に掲げるところによること。
イ 監視装置は、人の侵入を確実に検知して速やかに表示する機能を有するものであること。
ロ 特定核燃料物質の防護上重要な監視装置には、非常用電源設備を備える等イの機能を常に維持するための措置を講ずること。
ハ 監視装置を構成する装置であつて人の侵入を表示するものは、防護区域内若しくは周辺防護区域内又は周辺防護区域の近くであつて見張人が常時監視できる位置に設置すること。
九 防護区域若しくは周辺防護区域又は施設の出入口に施錠する場合は、次に掲げる措置を講ずること。
イ かぎ及び錠については、取替え又は構造の変更を行う等複製が困難となるようにすること。
ロ かぎ又は錠について不審な点が認められた場合には、速やかに取替え又は構造の変更を行うこと。
ハ かぎを管理する者としてあらかじめ指定した者にそのかぎを厳重に管理させ、当該者以外の者がそのかぎを取り扱うことを禁止すること。ただし、あらかじめそのかぎを一時的に取り扱うことを認めた者については、この限りでない。
十 特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置については、点検及び保守を行い、その機能を維持すること。
十一 特定核燃料物質の防護のために必要な連絡に関し、次に掲げる措置を講ずること。
イ 見張人が常時監視を行うための詰所を設置すること。
ロ 見張りを行つている見張人と見張人の詰所との間における連絡を迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ハ 防護区域内及び周辺防護区域内に連絡のための設備を設置し、見張人の詰所への連絡を迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
ニ 見張人の詰所から関係機関への連絡は、二以上の連絡手段により迅速かつ確実に行うことができるようにすること。
十二 特定核燃料物質の防護のために必要な措置に関する詳細な事項は、当該事項を知る必要があると認められる者以外の者に知られることがないよう管理すること。この場合において、特に、次に掲げる特定核燃料物質の防護に関する秘密については、秘密の範囲及び業務上知り得る者の指定その他の特定核燃料物質の防護に関する秘密の管理の方法を定めることにより、その漏えいの防止を図ること。
イ 特定核燃料物質の盗取、特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為又は特定核燃料物質が置かれている施設若しくは特定核燃料物質の防護のために必要な設備若しくは装置に対する破壊行為（以下「妨害破壊行為等」という。）の脅威に関する事項
ロ 特定核燃料物質の防護のために必要な設備及び装置に関する詳細な事項
ハ 特定核燃料物質の防護のために必要な連絡に関する詳細な事項
ニ 特定核燃料物質の防護のために必要な体制に関する詳細な事項
ホ 見張人による巡視及び監視に関する詳細な事項
ヘ 第十五号に規定する緊急時対応計画に関する詳細な事項
ト 特定核燃料物質の防護のために必要な措置の評価に関する詳細な事項
チ 令第二条第一号イ、ロ及びホに掲げる特定核燃料物質（取扱いが容易な形態のものに限る。）の貯蔵施設に関する詳細な事項
リ 特定核燃料物質の工場又は事業所内の運搬に関する詳細な事項
十三 従業者に対し、その職務の内容に応じて特定核燃料物質の防護のために必要な教育及び訓練を行うこと。
十四 特定核燃料物質の防護のために必要な体制を整備すること。
十五 妨害破壊行為等が行われるおそれがあり、又は行われた場合において迅速かつ確実に対応できるように適切な計画（以下「緊急時対応計画」という。）を作成すること。
３ 第一項の表第三号から第六号までの特定核燃料物質の防護のために必要な措置については、前項（第二号及び第六号ロを除く。）の規定を準用する。この場合において、同項第三号中「防護区域又は周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、「当該防護区域及び当該周辺防護区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第四号中「防護区域及び周辺防護区域」とあり、及び「防護区域又は周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、「当該防護区域又は当該周辺防護区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第五号中「防護区域及び周辺防護区域」とあり、及び「防護区域又は周辺防護区域」とあり、同項第六号中「防護区域及び周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、同項第八号中「防護区域内若しくは周辺防護区域内」とあるのは「防護区域内」と、「周辺防護区域の」とあるのは「防護区域の」と、同項第九号中「防護区域若しくは周辺防護区域又は施設」とあるのは「防護区域又は施設」と、同項第十一号中「防護区域内及び周辺防護区域内」とあるのは「防護区域内」と読み替えるものとする。
４ 第一項の表第七号から第九号までの特定核燃料物質の防護のために必要な措置については、次の各号に掲げるもののほか、第二項第三号から第五号まで（第四号ハを除く。）、同項第七号（同号ロを除く。）、同項第八号（同号ロ及びハを除く。）及び同項第十号から第十五号まで（第十一号イ、ロ及びハを除く。）の規定を準用する。この場合において、同項第三号中「防護区域又は周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、「当該防護区域及び当該周辺防護区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第四号中「防護区域及び周辺防護区域」とあり、及び「防護区域又は周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、「当該防護区域又は当該周辺防護区域」とあるのは「当該防護区域」と、同項第五号中「防護区域及び周辺防護区域」とあり、及び「防護区域又は周辺防護区域」とあるのは「防護区域」と、同項第十一号中「二以上の連絡手段により迅速」とあるのは「迅速」と読み替えるものとする。
一 防護区域を定めること。
二 見張人に防護区域の出入口を常時監視させること。ただし、出入口に施錠した場合は、当該出入口については、この限りでない。
三 特定核燃料物質が貯蔵され又は保管廃棄されている施設（以下この号において「貯蔵施設等」という。）については、次に掲げる措置を講ずること。
イ 貯蔵施設等に立ち入ることが特に必要な者であることを確認の上当該貯蔵施設等に立ち入ることを認めた者以外の者の当該貯蔵施設等への立入りを禁止すること。
ロ 見張人に、貯蔵施設等への人の侵入を監視するための装置の有無並びに貯蔵施設等における特定核燃料物質の量及び取扱形態に応じ適切な方法により当該貯蔵施設等の周辺を巡視させること。
５ 第二項（第三項及び前項において準用する場合を含む。）の特定核燃料物質の防護のために必要な措置（第一項の表第四号ハ並びに第八号ハ及びニに掲げる特定核燃料物質並びにこれらの特定核燃料物質を照射したものであつて、照射直後にその表面から一メートルの距離において吸収線量率が一グレイ毎時以下であつたものに係るものを除く。）については、妨害破壊行為等の脅威に対応したものとしなければならない。
６ 第二項（第三項及び第四項において準用する場合を含む。）の特定核燃料物質の防護のために必要な措置については、定期的に評価を行うとともに、当該評価の結果に基づき必要な改善を行わなければならない。
（工場又は事業所内の廃棄の技術上の基準）
第四条 法第五十七条の四に規定する廃棄の技術上の基準については、第三条第四号から第十号まで及び第十二号の規定を準用するほか、次の各号に掲げるとおりとする。
一 放射性廃棄物の廃棄は、廃棄及び廃棄に係る放射線防護について必要な知識を有する者の監督の下に行わせるとともに、廃棄に当たつては、廃棄に従事する者に作業衣等を着用させること。
二 放射性廃棄物の廃棄に従事する者以外の者が放射性廃棄物の廃棄作業中に廃棄施設に立ち入る場合には、その廃棄に従事する者の指示に従わせること。
三 気体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 排気施設によつて排出すること。
ロ 放射線障害防止の効果を持つた廃気槽に保管廃棄すること。
四 前号イの方法により廃棄する場合は、排気施設において、ろ過、放射能の時間による減衰、多量の空気による希釈等の方法によつて排気中における放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排気口において又は排気監視設備において排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。
五 第三号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を採ること。
六 液体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 排水施設によつて排出すること。
ロ 放射線障害防止の効果を持つた廃液槽に保管廃棄すること。
ハ 容器に封入し、又は容器に固型化して放射線障害防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄すること。
ニ 放射線障害防止の効果を持つた焼却設備において焼却すること。
ホ 放射線障害防止の効果を持つた固型化設備で固型化すること。
七 前号イの方法により廃棄する場合は、排水施設において、ろ過、蒸発、イオン交換樹脂法等による吸着、放射能の時間による減衰、多量の水による希釈その他の方法によつて排水中における放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排水口において又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。
八 第六号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を採ること。
九 第六号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に封入するときは、当該容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 水が浸透しにくく、腐食に耐え、及び放射性廃棄物が漏れにくい構造であること。
ロ き裂又は破損が生じるおそれがないものであること。
ハ 容器のふたが容易に外れないものであること。
十 第六号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に固型化するときは、固型化した放射性廃棄物と一体化した容器が放射性廃棄物の飛散又は漏れを防止できるものであること。
十一 第六号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を放射線障害防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄するときは、次によること。
イ 放射性廃棄物を容器に封入して保管廃棄するときは、当該容器にき裂若しくは破損が生じた場合に封入された放射性廃棄物の全部を吸収できる材料で当該容器を包み、又は収容できる受皿を当該容器に設けること等により、汚染の広がりを防止すること。
ロ 当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれのある場合は、冷却について必要な措置を採ること。
ハ 放射性廃棄物を封入し、又は固型化した容器には、放射性廃棄物を示す標識を付け、及び当該放射性廃棄物に関して第二条の十一の規定に基づき記録された内容と照合できるような整理番号を表示すること。
ニ 当該廃棄施設には、その目につきやすい場所に管理上の注意事項を掲示すること。
十二 固体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ 放射線障害防止の効果を持つた焼却設備において焼却すること。
ロ 容器に封入し、又は容器に固型化して放射線障害防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄すること。
ハ ロの方法により廃棄することが著しく困難な大型機械等の放射性廃棄物又は放射能の時間による減衰を必要とする放射性廃棄物については、放射線障害防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄すること。
十三 第九号、第十号及び第十一号（同号イを除く。）の規定は、前号ロの方法による廃棄について準用する。
十四 第十一号ロ及びニの規定は、第十二号ハの方法による廃棄について準用する。
（工場又は事業所内の運搬の技術上の基準）
第五条 法第五十七条の五に規定する運搬の技術上の基準は、次の各号に掲げるとおりとする。
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 核燃料物質によつて汚染された物（その放射能濃度が文部科学大臣の定める限度を超えないものに限る。）であつて放射性物質の飛散又は漏えいの防止その他の文部科学大臣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 核燃料物質によつて汚染された物であつ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文部科学大臣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、き裂、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つ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つては、当該核燃料物質によつて汚染された物。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文部科学大臣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三条第四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、同一の運搬機器に文部科学大臣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つては、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つて、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のうち、非開放型の構造のものをいう。以下同じ。）に収納された運搬物にあつては、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文部科学大臣の定める標識を取り付けること。
十一 放射線業務従事者の線量が第三条第六号イの線量限度を超えないようにすること。
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、文部科学大臣の承認を受けた措置を講ずることをもつて、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文部科学大臣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 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）第三条から第十四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（以下この項において「事業所外運搬基準」という。）に従つて保安のために必要な措置を講じて運搬する場合の法第五十七条の五の運搬の技術上の基準は、第一項の規定にかかわらず、事業所外運搬基準とする。
（事故故障等の報告）
第六条の十 法第六十二条の三の規定により、使用者（旧使用者等を含む。）は、次の各号のいずれかに該当するときは、その旨を直ちに、その状況及びそれに対する処置を十日以内に文部科学大臣に報告しなければならない。
一 核燃料物質の盗取又は所在不明が生じたとき。
二 使用施設等の故障があつた場合において、当該故障に係る修理に関し、再発防止対策等の特別な措置を必要とするとき（次号に掲げる場合を除く。）。
三 使用施設等の故障により、核燃料物質等を限定された区域に閉じ込める機能、外部放射線による放射線障害を防止するための放射線のしやへい機能その他の使用施設等の安全を確保するため必要な機能を喪失したとき又は喪失するおそれがあるとき。
四 使用施設等の故障により、気体状の放射性廃棄物の排気施設又は液体状の放射性廃棄物の排水施設による排出の状況に異状が認められたとき。
五 気体状の放射性廃棄物を排気施設によつて排出した場合において、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が第四条第四号の濃度限度を超えたとき。
六 液体状の放射性廃棄物を排水施設によつて排出した場合において、周辺監視区域の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が第四条第七号の濃度限度を超えたとき。
七 核燃料物質等が管理区域外で漏えいしたとき。
八 使用施設等の故障により、核燃料物質等が管理区域内で漏えいしたとき。ただし、次のいずれかに該当するとき（漏えいに係る場所について人の立入制限、かぎの管理等の措置を新たに講じたとき又は漏えいした物が管理区域外に広がつたときを除く。）を除く。
イ 漏えいした液体状の核燃料物質等が当該漏えいに係る設備の周辺部に設置された漏えいの拡大を防止するための堰 の外に拡大しなかつたとき。
ロ 気体状の核燃料物質等が漏えいした場合において、漏えいした場所に係る換気設備の機能が適正に維持されているとき。
ハ 漏えいした核燃料物質等の放射能量が微量のときその他漏えいの程度が軽微なとき。
九 核燃料物質が臨界に達し、又は達するおそれがあるとき。
十 使用施設等の故障により、管理区域に立ち入る者について被ばくがあつたときであつて、当該被ばくに係る実効線量が放射線業務従事者にあつては五ミリシーベルト、放射線業務従事者以外の者にあつては〇・五ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき。
十一 放射線業務従事者について第三条第六号イの線量限度を超え、又は超えるおそれのある被ばくがあつたとき。
十二 前各号のほか、使用施設等に関し人の障害（放射線障害以外の障害であつて入院治療を必要としないものを除く。）が発生し、又は発生するおそれがあるとき。
２ 所在地が茨城県にある工場又は事業所に係る前項の報告は、水戸原子力事務所長を経由してしなければならない。ただし、行政手続等における情報通信の技術の利用に関する法律第三条第一項の規定により同項に規定する電子情報処理組織を使用して前項の報告をする場合には、水戸原子力事務所長を経由しないで報告するものとする。