令和３年４月報告書（案）

関西電力株式会社 高浜発電所
令和２年度（第４四半期）
原子力規制検査報告書（原子力施設安全及び放射線安全に関するもの）（案）

令和３年４月実用炉監視部門
専門検査部門令和３年４月報告書（案）目 次
１．実施概要 ............................................................................................................................................................ 1
２．運転等の状況 ................................................................................................................................................... 2
３．検査結果 ............................................................................................................................................................ 2４．検査内容 ............................................................................................................................................................ 3
５．確認資料 ............................................................................................................................................................ 9
別添１ 指摘事項の詳細 .................................................................................................................... 別添 1-1
別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細 ..................................................... 別添 2-1

令和３年４月報告書（案）

１．実施概要（１）事業者名：関西電力株式会社（２）事業所名：高浜発電所（３）検査実施期間：令和３年１月１日〜令和３年３月３１日（４）検査実施者：高浜原子力規制事務所
山西 忠敏
河津 豊一
岸田 国基
近松 賢吾
杉岡 雄仁
原子力規制部検査グループ実用炉監視部門
髙須 洋司
小野 達也
久光 仁
反町 幸之助原子力規制部検査グループ専門検査部門
中田 聡
森田 憲二
山形 英男
平井 隆
上田 洋
増本 豊
平沢 淳
久我 和史
杉山 久弥
佐藤 和子
吉野 昌治
北村 清司
長澤 弘忠
比企 教雄
田中 孝行
澤田 敦夫
村尾 周仁
検査補助者：高浜原子力規制事務所
松原 尚孝
高岡 章
中村 哲朗
1

令和３年４月報告書（案）

原子力規制部検査グループ実用炉監視部門
東 侑記
原子力規制部検査グループ専門検査部門
坂路 壽利
柏木 智仁
原子力安全人材育成センター
石井 洋一
福井地域原子力規制総括調整官事務所
西村 正美
２．運転等の状況
号機

出力（万 kW)

１号機

82.6

停止中

２号機

82.6

停止中

３号機

87.0

運転中（３月１０日発電開始）

４号機

87.0

停止中

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況

３．検査結果検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、保安活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者の実際の保安活動、社内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。
第４四半期の結果は、以下のとおりである。
３．１ 検査指摘事項
重要度及び規制措置が確定した検査指摘事項は、以下のとおりである。
詳細は、別添１参照（１）
件名

高浜発電所４号機 保守管理不備により発生したスケールによる蒸気発生器伝熱管の損傷事象

検査運用ガイド

BM0110 作業管理概要

高浜発電所４号機第２３回定期検査において、蒸気発生器の伝熱管全数の渦流探傷試験を実施したところ、Ａ−ＳＧ伝熱管１本及びＣ−ＳＧ伝熱管３本において、管支持板付近に、外面からの減肉（減肉率は、Ａ−ＳＧが約３2令和３年４月報告書（案）３％、Ｃ−ＳＧが約３６％と約２５％と約３２％の３箇所）が認められた。
重要度／深刻度

緑／SLⅣ（通知なし）（２）
件名

高浜発電所３，４号機 不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備

検査運用ガイド

BE0020 火災防護概要

令和２年度第２四半期の原子力規制検査において、伊方及び川内発電所
について、不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備に係る検査指摘事項が報告された。事業者による上記検査指摘事項の水平展開の結果、高浜発電所３号機にて９火災区画５２箇所、４号機では９火災区画５３箇所に、同様な耐火隔壁を設置したケーブルトレイから露出したケーブルが確認された。なお、確認された露出ケーブルの火災区画は、維持管理が適切になされた火災の自動感知及び消火設備によって防護された火災区画である。

重要度／深刻度

緑／SLⅣ（通知なし）（３）
件名

高浜発電所 Ａ廃棄物庫における不適切な放射性廃棄物の収容による管理区域境界の線量率（目安値）超過

検査運用ガイド

BR0040 空気中放射性物質の管理と低減

概要

Ａ廃棄物庫外周の管理区域境界の線量率測定を実施したところ、管理区域の設定基準の目安値である２．６μＳｖ／ｈを超える３．３μＳｖ／ｈを確認した。事業者は、Ａ廃棄物庫の内壁に、表面線量率０．３〜１．４ｍＳｖ／ｈのドラム缶を設置したものの、工事計画認可申請書に規定する適切な遮蔽等の措置を講じていなかった。そのため、線量率が目安値（２．６μＳｖ／ｈ）を約２か月間超過した。

重要度／深刻度

緑／SLⅣ（通知なし）

３．２ 未決事項なし
３．３ 検査継続案件なし
４．検査内容４．１ 日常検査3令和３年４月報告書（案）（１）BM0020 定期事業者検査に対する監督
検査項目 定期事業者検査
検査対象１）１号機 非常用炉心冷却系ポンプ分解検査（追加検査）その２
２）１号機 ほう酸ポンプ分解検査（追加検査）
３）１号機 アニュラス循環排気系機能検査（再検査）４）１号機 ２次系弁検査（追加検査）その４
５）１号機 非常用予備発電機附属設備検査（追加検査）その８
６）１号機 エリアモニタ機能検査
７）３号機 蒸気タービン開放検査
８）３号機 ２次系容器検査
９）３号機 耐震健全性検査１０）３号機 原子炉格納容器全体漏えい率検査
１１）３号機 クラス３機器供用期間中検査
１２）３号機 総合インターロック検査
１３）４号機 １次冷却材ポンプメカニカルシール分解点検
１４）４号機 安全保護系設定値確認検査
１５）４号機 可搬型重大事故等対処設備機能検査
１６）４号機 主蒸気隔離弁機能検査
１７）４号機 １次系換気空調設備検査（２）BM0100 設計管理
検査項目 設計管理の適切性
検査対象
１）４号機 抽出水オリフィス取替工事（３）BM0110 作業管理
検査項目 作業管理
検査対象１）施設管理に係る活動（指摘事項あり）（４）BO0010 サーベイランス試験
検査項目 標準的な検査
検査対象
１）１号機 Ａディーゼル発電機負荷試験
２）２号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
３）３号機 空冷式非常用発電装置起動試験
4令和３年４月報告書（案）４）４号機 中央制御室非常用循環ファン起動試験
５）３号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
６）４号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
７）３号機 特定重大事故等対処施設である電源設備の起動試験
８）３号機 特定重大事故等対処施設である注水設備の起動試験
９）４号機 特定重大事故等対処施設である換気空調設備の起動試験（５）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）１号機 原子炉冷却系統の系統構成
２）４号機 原子炉補機冷却水系統の系統構成
３）３号機 起動準備中の主蒸気系統の系統構成
４）３号機 起動準備中の主給水系統の系統構成
５）３号機 起動操作中の化学体積制御系統の系統構成
６）３号機 起動操作中の余熱除去系統の系統構成（６）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象
１）３号機 原子炉の起動操作に係る準備の実施状況
２）３号機 原子炉の起動操作の実施状況（７）BO1040 動作可能性判断及び機能性評価
検査項目 動作可能性判断及び機能性評価
検査対象
１）４号機 Ｂディーゼル発電機の負荷試験確認
２）３号機 主蒸気逃がし弁の作動確認
３）４号機 原子炉補機冷却器の動作可能性の確認
４）３号機 加圧器安全弁の動作可能性の確認
５）３号機 主蒸気安全弁の動作可能性の確認
６）３号機 燃料取扱用水タンク補給用移送ポンプ起動試験確認（８）BO1070 運転員能力
検査項目 中央制御室・現場での運転員の活動状況
検査対象
１）３号機 原子炉起動操作に係る中央制御室での運転操作
5令和３年４月報告書（案）(９) BE0020 火災防護
検査項目 四半期検査
検査対象
１）１号機 ケーブル防火対策の実施状況
２）３、４号機 火災影響軽減対策（ケーブル養生対策）の実施状況（指摘事項あり）
３）１、２号機 ２次系消火設備
４）３、４号機 管理区域内における可燃物の保管状況(１０) BE0030 内部溢水防護
検査項目 内部溢水防護
検査対象
１）１号機 内部溢水防護堰の実施状況(１１) BE0040 緊急時対応組織の維持
検査項目 緊急時対応組織の維持
検査対象
１）緊急時対応組織に係る要員の確保状況
２）緊急時対応組織の知的要素及び技術的要素と必要な力量確保(１２) BE0060 重大事故等対応要員の能力維持
検査項目 重大事故等発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練
検査対象
１）３、４号機 重大事故等発生時対応の力量の維持向上のための教育及び訓練
検査項目 重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練
検査対象
１）３、４号機 重大事故等発生時対応の成立性の確認訓練
検査項目 大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練(１３) BE0090 地震防護
検査項目 地震防護
検査対象
１）地震発生時に備えた体制の準備状態
6令和３年４月報告書（案）（１４）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析（１５）BQ0040 安全実績指標の検証
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象
１）１〜４号機 ２０２０年度第３四半期の安全実績指標
４．２ チーム検査（１）BM0010 使用前事業者検査に対する監督
検査項目 使用前事業者検査（変更工事）
検査対象
１）４号機 その他発電用原子炉の附属施設 非常用電源設備
非常用電源設備に係る基本設計方針に記載の設備
メタルクラッド開閉装置（非常用）２）１号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
３）２号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
４）３号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
５）４号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所(２) BM1050 供用期間中検査に対する監督
検査項目 供用期間中検査（ＰＷＲ）
検査対象
１）３号機、４号機
原子炉本体 原子炉冷却系統施設 計測制御系統施設
クラス１機器供用期間中検査
２）大飯３号機加圧器スプレイ管台亀裂事象に鑑みた高浜３号機及び４号機における追加検査（３）BO1050 取替炉心の安全性7令和３年４月報告書（案）

検査項目 取替炉心の安全性
検査対象
１）４号機 第２４サイクル取替炉心の安全性
２）１号機 第２８サイクル取替炉心の安全性
３）３、４号機（MOX 炉心）への CASMO4/SIMULATE3 コードの使用の妥当性（４）BO1070 運転員能力
検査項目 運転責任者認定試験の適切性
検査対象
１）令和元年度第３回 運転責任者認定試験（５）BE0070 重大事故等対応要員の訓練評価
検査項目 重大事故等発生時に係る訓練
検査対象
１）重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練
検査項目 大規模損壊発生時に係る訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練（６）BＥ0080 重大事故等対応訓練のシナリオ評価
検査項目 重大事故等発生時に係る訓練
検査対象
１）重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練シナリオ
検査項目 大規模損壊発生時に係る訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練シナリオ（７）BR0040 空気中放射性物質の管理と低減
検査項目 空気中放射性物質の管理と低減
検査対象
１）高汚染区域における放射線環境の管理状況
２）防護マスク、セルフエアセットの性能維持管理状況
３）飛び地管理区域境界の区域管理状況（指摘事項あり）（８）BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理
8令和３年４月報告書（案）

検査項目 放射性気体・液体廃棄物の管理
検査対象
１）３、４号機放射性気体及び液体廃棄物の放出管理状況
２）４号機格納容器排気ファン及び補助建屋フィルタの性能維持状況
３）３、４号機放射性気体及び液体廃棄物の試料採取、測定及び分析の状況
４）周辺公衆への被ばく線量評価
５）事故時監視計器の維持管理状況（９）BR0080 放射線環境監視プログラム
検査項目 放射線環境監視プログラム
検査対象
１）モニタリングポストの管理状況
２）気象観測設備の維持管理状況
３）重大事故等発生時における環境試料測定器の点検・校正状況（１０）BR0090 放射線モニタリング設備
検査項目 放射線モニタリング設備
検査対象１）３、４号機 Ge 波高分析装置の点検校正状況
２）簡易全身モニタの運用及び点検校正状況
３）可搬型ダストモニタ及びガスモニタの数量確保及び維持管理状況(１１)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査対象
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビ
ュー等の自己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
検査内容の詳細は、別添２参照
５．確認資料
５．１ 日常検査（１）BM0020 定期事業者検査に対する監督
検査項目 定期事業者検査
検査対象１）１号機 非常用炉心冷却系ポンプ分解検査（追加検査）その２
資料名9令和３年４月報告書（案）・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表
・非常用炉心冷却系ポンプ分解検査（追加検査）その２ 要領書
・非常用炉心冷却系ポンプ分解検査（追加検査）その２ 成績書（Ｔ１−２７−１１７）２）１号機 ほう酸ポンプ分解検査（追加検査）
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表
・ほう酸ポンプ分解検査（追加検査） 要領書
・ほう酸ポンプ分解検査（追加検査） 成績書（Ｔ１−２７−１３１）３）１号機 アニュラス循環排気系機能検査（再検査）資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表・アニュラス循環排気系機能検査（再検査） 要領書
・アニュラス循環排気系機能検査（再検査） 成績書（Ｔ１−２７−１３８）４）１号機 ２次系弁検査（追加検査）その４
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表・２次系弁検査（追加検査）その４ 要領書
・２次系弁検査（追加検査）その４ 成績書（Ｔ１−２７−２６９−１/３）５）１号機 非常用予備発電機附属設備検査（追加検査）その８
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表
・非常用予備発電機附属設備検査（追加検査）その８ 要領書
10令和３年４月報告書（案）・非常用予備発電機附属設備検査（追加検査）その８ 成績書（Ｔ１−２７−２７８−１/３）６）１号機 エリアモニタ機能検査
資料名・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ１−２７ 定期事業者検査成績書管理表
・エリアモニタ機能検査 要領書
・エリアモニタ機能検査 成績書（Ｔ１−２７−１６８）７）３号機 蒸気タービン開放検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・蒸気タービン開放検査 要領書・蒸気タービン開放検査 成績書（Ｔ３−２４−１５６）８）３号機 ２次系容器検査
資料名・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・２次系容器検査 要領書
・２次系容器検査 成績書（Ｔ３−２４−２７１）９）３号機 耐震健全性検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・耐震健全性検査 要領書
・耐震健全性検査 成績書（Ｔ３−２４−２４８−３/３）１０）３号機 原子炉格納容器全体漏えい率検査
資料名・高浜発電所 定期事業者検査実施所則11令和３年４月報告書（案）・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・原子炉格納容器全体漏えい率検査 要領書
・原子炉格納容器全体漏えい率検査 成績書（Ｔ３−２４−１４３）
１１）３号機 クラス３機器供用期間中検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・クラス３機器供用期間中検査 要領書・クラス３機器供用期間中検査 成績書（Ｔ３−２４−２４９）１２）３号機 総合インターロック検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ３−２４ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・総合インターロック検査 要領書
・総合インターロック検査 成績書（Ｔ３−２４−２５９）１３）４号機 １次冷却材ポンプメカニカルシール分解点検
資料名・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ４−２３ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・１次冷却材ポンプメカニカルシール分解点検 要領書
・１次冷却材ポンプメカニカルシール分解点検 成績書（Ｔ４−２３−２３６）１４）４号機 安全保護系設定値確認検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ４−２３ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・安全保護系設定値確認検査 要領書
・安全保護系設定値確認検査 成績書（Ｔ４−２３−１３４）12令和３年４月報告書（案）１５）４号機 可搬型重大事故等対処設備機能検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ４−２３ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・可搬型重大事故等対処設備機能検査 要領書
・可搬型重大事故等対処設備機能検査 成績書（Ｔ４−２３−３０４−３/３）
１６）４号機 主蒸気隔離弁機能検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ４−２３ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・主蒸気隔離弁機能検査 要領書
・主蒸気隔離弁機能検査 成績書（Ｔ４−２３−１２９）１７）４号機 １次系換気空調設備検査
資料名
・高浜発電所 定期事業者検査実施所則・高浜発電所 設備管理区分所則・検査・試験通達
・Ｔ４−２３ 定期事業者検査成績書進捗管理表
・１次系換気空調設備検査 要領書
・１次系換気空調設備検査 成績書（Ｔ４−２３−２２３−２/２）（２）BM0100 設計管理
検査項目 設計管理の適切性
検査対象
１）４号機 抽出水オリフィス取替工事
資料名・原子力発電所保修業務要綱
・原子力発電所保修業務要綱指針
・原子力発電所設備変更管理要綱指針
・保守管理通達
・設計・開発通達
・抽出オリフィス容量確認試験成績書ＤＦＧ−ＡＲ−ＫＴＮ４−２０１６０００１（改正０）・ニューシア情報「第２２回定期検査における第３低圧給水加熱器空気抜管オリフィス下
13令和３年４月報告書（案）流の配管曲がり部の減肉について」（２００８−関西−Ｍ００２）
・高浜４号機 A 抽出水オリフィス改造工事の工事管理依頼について（原保修第０５２号）（３）BM0110 作業管理
検査項目 作業管理
検査対象１）施設管理に係る活動（指摘事項あり）
資料名
・高浜発電所４号機 蒸気発生器伝熱管の損傷について（関原発第５６２号）
・高浜発電所４号機 蒸気発生器伝熱管の損傷について（関原発第５９２号）（４）BＯ0010 サーベイランス試験
検査項目 標準的な検査
検査対象
１）１号機 Ａディーゼル発電機負荷試験
資料名・１号機 Ａディーゼル発電機負荷試験手順書（現場操作用）
２）２号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
資料名・２号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験手順書（現場操作用）
３）３号機 空冷式非常用発電装置起動試験
資料名・３号機 空冷式非常用発電装置起動試験手順書
４）４号機 中央制御室非常用循環ファン起動試験
資料名・４号機 中央制御室非常用循環ファン起動試験手順書
５）３号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
資料名・３号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験手順書
６）４号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験
資料名・４号機 Ｂディーゼル発電機負荷試験手順書
７）３号機 特定重大事故等対処施設である電源設備の起動試験
資料名 ※８）３号機 特定重大事故等対処施設である注水設備の起動試験
資料名 ※９）４号機 特定重大事故等対処施設である換気空調設備の起動試験
14令和３年４月報告書（案）

資料名 ※（５）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）１号機 原子炉冷却系統の系統構成
資料名・１号機 第２７保全サイクル 定期事業者検査要領書（追加検査）その３（Ｔ１−２７−
２０７）
・１号機 第２７保全サイクル 定期事業者検査要領書（再検査）（Ｔ１−２７−１１６）２）４号機 原子炉補機冷却水系統の系統構成
資料名・４号機 第２３保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ４−２３−２７９）３）３号機 起動準備中の主蒸気系統の系統構成
資料名・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ３−２４−１２５）４）３号機 起動準備中の主給水系統の系統構成
資料名・高浜発電所３号機系統図集第１分冊
５）３号機 起動操作中の化学体積制御系統の系統構成
資料名・高浜発電所３号機系統図集第１分冊
６）３号機 起動操作中の余熱除去系統の系統構成
資料名・高浜発電所３号機系統図集第１分冊（６）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象
１）３号機 原子炉の停止操作に係る準備の実施状況
資料名・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ３−２４−１０３）
・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ３−２４−１２５）・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ３−２４−２５２）・３号機 蒸気発生器２次側希薄薬液洗浄工事 作業計画書
２）３号機 原子炉の起動操作の実施状況
資料名15令和３年４月報告書（案）・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査要領書（Ｔ３−２４−１０４）（７）BO1040 動作可能性判断及び機能性評価
検査項目 動作可能性判断及び機能性評価
検査対象
１）４号機 Ｂディーゼル発電機の負荷試験確認
資料名・４号機 B ディーゼル発電機負荷試験成績書
２）３号機 主蒸気逃がし弁の作動確認
資料名・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査成績書（Ｔ３−２４−１２７）３）４号機 原子炉補機冷却器の動作可能性の確認
資料名・４号機 第２３保全サイクル 定期事業者検査成績書（Ｔ４−２３−２８０）４）３号機 加圧器安全弁の動作可能性の確認
資料名・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査成績書（Ｔ３−２４−１０８）５）３号機 主蒸気安全弁の動作可能性の確認
資料名・３号機 第２４保全サイクル 定期事業者検査成績書（Ｔ３−２４−１２５）６）３号機 燃料取扱用水タンク補給用移送ポンプ起動試験確認
資料名・３号機 燃料取扱用水タンク補給用移送ポンプ起動試験成績書（８）BＯ1070 運転員能力
検査項目 中央制御室・現場での運転員の活動状況
検査対象
１）３号機 原子炉起動操作に係る中央制御室での運転操作
資料名
・高浜発電所第二発電室業務所則・運転員力量管理表(９) BE0020 火災防護
検査項目 四半期検査
検査対象
１）１号機 ケーブル防火対策の実施状況
資料名16令和３年４月報告書（案）・工事仕様書 高浜発電所１号機ケーブル防火シート他設置工事
・作業計画書 高浜発電所１号機ケーブル防火シート他設置工事
・検査成績書 ケーブル防火シート他成績書
２）３号機 火災影響軽減対策（ケーブル養生対策）の実施状況（指摘事項あり）
資料名・未然防止処置カード（原保修第１１１８号）不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備について・火災防護対策における露出ケーブルの調査結果及び耐火処置状況について（高浜）・総括報告書 関西電力株式会社高浜発電所３号機耐火構造の強化対策工事
３）４号機 火災影響軽減対策（ケーブル養生対策）の実施状況（指摘事項あり）
資料名・未然防止処置カード（原保修第１１１８号）不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備について・火災防護対策における露出ケーブルの調査結果及び耐火処置状況について（高浜）・総括報告書 関西電力株式会社高浜発電所４号機耐火構造の強化対策工事
４）１、２号機 ２次系消火設備
資料名・総括報告書 高浜発電所発電所運営設備定期修繕工事（タービンＨ３１）５）３、４号機 管理区域内における可燃物の保管状況
資料名
・高浜発電所 恒常・仮置資機材運用所則・高浜発電所 現場資機材管理所則（１０）BE0030 内部溢水防護
検査項目 内部溢水防護
検査対象
１）１号機 内部溢水防護堰の実施状況
資料名・想定破損により生じる溢水経路図（１１）BE0040 緊急時対応組織の維持
検査項目 緊急時対応組織の維持
検査対象
１）緊急時対応組織に係る要員の確保状況
資料名
・重大事故および大規模損壊時の対応に関する教育訓練実施結果（受講実績）報告
書 特重施設に関する教育訓練
17

令和３年４月報告書（案）２）緊急時対応組織の知的要素及び技術的要素と必要な力量確保
資料名
・高浜発電所１号機 再稼働に伴う力量付与の妥当性確認結果について（２０２１年３
月１７日）（１２）BE0060 重大事故等対応要員の能力維持
検査項目 重大事故等発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練
検査対象
１）３、４号機 重大事故等発生時対応の力量の維持向上のための教育及び訓練
資料名・教育訓練要綱
・高浜発電所 重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所
達
検査項目 重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練
検査対象
１）３、４号機 重大事故等発生時対応の成立性の確認訓練
資料名
・高浜発電所３・４号機成立性の確認訓練実績表
・技術的能力の成立性確認訓練記録表
・成立性確認記録表（緊急安全対策要員）
・高浜３・４号機机上訓練による有効性評価の成立性確認実施記録（個別シーケンス）
・高浜発電所３・４号機 SA 高度化に伴う個別の成立性確認訓練の実施結果について
検査項目 大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練
資料名
・高浜発電所 大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所
達・高浜発電所 大規模損壊発生時の対応における技術的能力の訓練の結果について（１３）BE0090 地震防護
検査項目 地震防護
検査対象
１）地震発生時に備えた体制の準備状態
資料名18令和３年４月報告書（案）・原子力防災業務要綱
・高浜発電所 一般防災業務所達・高浜発電所 設計基準事象時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達（１４）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析
資料名・高浜発電所３号機 蒸気発生器伝熱管の損傷について（関原発第３０２号）
・高浜発電所４号機 蒸気発生器伝熱管の損傷について（関原発第４４２号）
・原子力発電所請負工事に関する心得集
・関西電力（株）高浜発電所３・４号機 ２次系横型ポンプ定期点検工事 別冊作業実
施要領書 Ｒ５
・関西電力（株）高浜発電所３号機 ２次系熱交換器他定期点検工事 別冊作業実
施要領書 Ｒ６
・関西電力（株）高浜発電所４号機 ２次系熱交換器他定期点検工事 別冊作業実
施要領書 Ｒ７
・関西電力（株）高浜発電所１号２号３号４号機 ２次系大型弁定期点検工事 別冊
作業実施要領書 Ｒｅｖ．１
・関西電力（株）高浜発電所３号機 ２次系一般弁定期点検工事 別冊作業実施要
領書 Ｒ８
・関西電力（株）高浜発電所４号機 ２次系一般弁定期点検工事 別冊作業実施要
領書 Ｒ７
・関西電力（株）高浜発電所３号機 ２次系一般弁フランジ部定期点検工事 別冊作業実施要領書 Ｒ４
・関西電力（株）高浜発電所３号機 ２次系一般弁フランジ部定期点検工事 別冊作業実施要領書 Ｒ３（１５）BQ0040 安全実績指標の検証
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象
１）１〜４号機 ２０２０年度第３四半期の安全実績指標
資料名・高浜発電所 安全実績指標の報告について（２０２０年度第３四半期）
５．２ チーム検査19令和３年４月報告書（案）（１）BM0010 使用前事業者検査に対する監督
検査項目 使用前事業者検査（変更工事）
検査対象
１）４号機 その他発電用原子炉の附属施設 非常用電源設備
非常用電源設備に係る基本設計方針に記載の設備
メタルクラッド開閉装置（非常用）資料名・４号機 使用前事業者検査要領書（表７）Ｔ４−２３−表７−０５０１（基本設計方針）
・４号機 使用前事業者検査成績書（表７）Ｔ４−２３−表７−０５０１（基本設計方針）
・４号機 使用前事業者検査成績書（表９）Ｔ４−２３−表９−０００１（品質マネジメント
システムに係る検査）
２）１号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
資料名・使用前事業者検査要領書（表１）（構造、強度又は漏えいに係る検査）
１号機 Ｔ１−２７−表１−０４０２、Ｔ１−２７−表１−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（特性検査、機能・性能検査）
１号機 Ｔ１−２７−表７−０４０２、Ｔ１−２７−表７−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（状態確認検査）
１号機 Ｔ１−２７−表７−０８０１、Ｔ１−２７−表７−１００１
・使用前検査成績書（表９）（品質マネジメントシステムに係る検査）
１号機 Ｔ１−２７−表９−０００６３）２号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
資料名・使用前事業者検査要領書（表１）（構造、強度又は漏えいに係る検査）
２号機 Ｔ２−２７−表１−０４０２、Ｔ２−２７−表１−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（特性検査、機能・性能検査）
２号機 Ｔ２−２７−表７−０４０２、Ｔ２−２７−表７−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（状態確認検査）
２号機 Ｔ２−２７−表７−０８０１、Ｔ２−２７−表７−１００１
・使用前検査成績書（表９）（品質マネジメントシステムに係る検査）
２号機 Ｔ２−２７−表９−０００３４）３号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
資料名・使用前事業者検査要領書（表１）（構造、強度又は漏えいに係る検査）20令和３年４月報告書（案）

３号機 Ｔ３−２４−表１−０４０２、Ｔ３−２４−表１−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（特性検査、機能・性能検査）
３号機 Ｔ３−２４−表７−０４０２、Ｔ３−２４−表７−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（状態確認検査）
３号機 Ｔ３−２４−表７−０８０１、Ｔ３−２４−表７−１００１
・使用前検査成績書（表９）（品質マネジメントシステムに係る検査）
３号機 Ｔ３−２４−表９−０００６５）４号機 発電用原子炉施設に係るもの 計測制御系統施設
その他発電用原子炉の附属施設 浸水防護施設 緊急時対策所
資料名・使用前事業者検査要領書（表１）（構造、強度又は漏えいに係る検査）
４号機 Ｔ４−２３−表１−０４０２、Ｔ４−２３−表１−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（特性検査、機能・性能検査）
４号機 Ｔ４−２３−表７−０４０２、Ｔ４−２３−表７−０５０１
・使用前事業者検査要領書（表７）（状態確認検査）
４号機 Ｔ４−２３−表７−０８０１、Ｔ４−２３−表７−１００１
・使用前検査成績書（表９）（品質マネジメントシステムに係る検査）
４号機 Ｔ４−２３−表９−０００３(２) BM1050 供用期間中検査に対する監督
検査項目 供用期間中検査（ＰＷＲ）
検査対象
１）３号機、４号機
原子炉本体 原子炉冷却系統施設 計測制御系統施設
クラス１機器供用期間中検査
資料名
・３号機、４号機 定期事業者検査要領書 クラス１機器供用期間中検査
・３号機、４号機 定期事業者検査成績書 クラス１機器供用期間中検査
２）大飯３号機 加圧器スプレイ管台亀裂事象に鑑みた高浜３号機及び４号機における追加検査
資料名・高浜３号機 加圧器スプレイ配管他点検工事 総括報告書
・高浜４号機 加圧器スプレイ配管他点検工事 総括報告書（３）BO1050 取替炉心の安全性
検査項目 取替炉心の安全性
検査対象
21令和３年４月報告書（案）１）４号機 第２４サイクル取替炉心の安全性
資料名・高浜４号機 第２３サイクル出力分布測定結果
・高浜発電所第４号機 第２４サイクル取替炉心の安全性について（補足説明書含む）
２）１号機 第２８サイクル取替炉心の安全性
資料名・高浜１号機 第２７サイクル出力分布測定結果
・高浜発電所第１号機 第２８サイクル取替炉心の安全性について（補足説明書含む）
３）３、４号機（MOX 炉心）への CASMO4/SIMULATE3 コードの使用の妥当性
資料名
・ 炉 内 配 置 検 査 に 用 い る 炉 心 解 析 コ ー ド の 適 用 範 囲 拡 大 に 伴 う CASMO4/SIMULATE-3 コードシステムによる MOX 炉心の取替炉心設計への適用について（平成３１年４月２６日 関西電力株式会社）
・取替炉心設計に係る CASMO-4/SIMULATE-3 の信頼性について（２０１９年４月 株
式会社原子力エンジニアリング）
・PWR における CASMO/SIMULATE コードシステムによる核設計手法と信頼性（平成３０年８月 株式会社原子力エンジニアリング）
・高浜３号機第２３、２４サイクル 取替炉心の安全性について
・高浜４号機第２１、２２サイクル 取替炉心の安全性について(４) BO1070 運転員能力
検査項目 運転責任者認定試験の適切性
検査対象
１）令和元年度第３回 運転責任者認定試験
資料名・令和元年度第３回 運転責任者筆記試験問題
・令和元年度第３回 運転責任者口答試験問題（運転員の統督に関すること）
・令和元年度第３回 運転実技試験結果及び同明細書
・令和元年度第３回 運転責任者講習レポート課題
・令和元年度第３回 運転責任者試験結果（BWR･PWR）（５）BE0070 重大事故等対応要員の訓練評価
検査項目 重大事故等発生時に係る訓練
検査対象
１）重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練
資料名
・高浜発電所シーケンス訓練による成立性確認について（２０２０年１２月 関西電力株22令和３年４月報告書（案）式会社）・事象進展に伴うプラントパラメーター
・高浜発電所重大事故発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達・「ＳＡ所達」中央制御室等空調ダンパ開放準備
・「ＳＡ所達」ＲＷＳＴ・復水タンク保有水確保
・「ＳＡ所達」ＳＦＰ監視準備および保有水確保
・「共通操作２」恒設代替低圧注入ポンプおよびＣ−ＣＨ／ＳＩＰ(自己冷却)による代替
炉心注入準備・「共通操作１１」アニュラス循環排気系ダンパおよび加圧器逃がし弁代替空気供給
・「共通操作８，９」大容量ポンプによる代替補機冷却水およびＣ／Ｖ内自然対流冷却
通水準備・高浜発電所 現場訓練による有効性評価の成立性確認（シーケンス訓練）の実施結果について（２０２１年.３月.１５日）
検査項目 大規模損壊発生時に係る訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練
資料名
・高浜発電所 技術的能力の確認訓練について（２０２０年１２月 関西電力株式会社
高浜発電所）
・高浜発電所 大規模損壊発生時における技術的能力の確認訓練の実施について
・大規模損壊訓練時のパラメータ推移
・高浜発電所大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所
達・大規模損壊訓練 状況付与の流れ
・大規模損壊訓練 状況付与カード
・危険物配置図
・危険物一覧表・高浜発電所技術業務所則・高浜発電所 大規模損壊発生時の対応における技術的能力の確認訓練の結果について（２０２１年.３月.１７日）（６）BE0080 重大事故等対応訓練のシナリオ評価
検査項目 重大事故等発生時に係る訓練
検査対象
１）重大事故等発生時に係る訓練による成立性の確認訓練シナリオ
資料名23

令和３年４月報告書（案）・高浜発電所シーケンス訓練による成立性確認について（２０２０年１２月 関西電力株
式会社）
・シーケンス訓練用手順書一式
・訓練におけるトラブル一覧（２０２０年１２月 関西電力高浜発電所）
・高浜1,2号機 現場訓練による有効性評価の成立性確認（シーケンス訓練）の実績報
告様式
・事象進展に伴うプラントパラメーター
・シーケンス訓練使用資機材一覧
・訓練に関連するコンディションレポート一覧
・常設、可搬型機器に関連するコンディションレポート一覧
・高浜発電所重大事故発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達
検査項目 大規模損壊発生時に係る訓練
検査対象
１）大規模損壊発生時に係る技術的能力の確認訓練シナリオ
資料名・高浜発電所 技術的能力の確認訓練について（２０２０年１２月 関西電力株式会社
高浜発電所）
・訓練におけるトラブル一覧（２０２０年１２月 関西電力高浜発電所）
・高浜発電所 大規模損壊発生時における技術的能力の確認訓練の実施について
・事象進展に伴うプラントパラメーター
・訓練に関連するコンディションレポート一覧
・常設、可搬型機器に関連するコンディションレポート一覧
・高浜発電所大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所
達（７）BR0040 空気中放射性物質の管理と低減
検査項目 空気中放射性物質の管理と低減
検査対象
１）高汚染区域における放射線環境の管理状況
資料名・放射線安全作業指示書(高浜発電所４号機第２３回定検工事:蒸気発生器細管検査付帯工事)
・原子力発電所 請負会社放射線管理仕様書に関する要綱指針
・原子力発電所 請負会社放射線管理仕様書
・放射線作業記録(蒸気発生器細管検査(ＥＣＴ)付帯工事)
２）防護マスク、セルフエアセットの性能維持管理状況
24令和３年４月報告書（案）

資料名・高浜発電所 放射線管理関係防保護具管理マニュアル
・防護マスク点検記録（２０２１年２月２５日)
・防護マスク機能検査装置定期修繕工事（２０１９）総括報告書
・原子力防災に係る設備、資機材の点検実施結果報告(２０２０年度第３四半期分)
３）飛び地管理区域境界の区域管理状況（指摘事項あり）
資料名
・放射線管理通達
・原子力発電所 放射線・化学管理業務要綱
・高浜発電所 放射線管理業務所則・高浜発電所 放射線測定管理業務委託仕様書
・工事計画認可申請書（高浜発電所第１号機分割第１８次分）（昭和４９年１月１０日）
・工事計画認可申請書 添付資料３４ 生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書（８）BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理
検査項目 放射性気体・液体廃棄物の管理
検査対象
１）３，４号機放射性気体及び液体廃棄物の放出管理状況
資料名
・高浜発電３，４号機 運転操作所則 原子炉関係
・４号機換気空調装置定期点検工事 総括報告書兼定期点検工事記録（２０２０年
２月１７日）
・４号機巡回点検表（２０２１年２月１８日）
・液体廃棄物処理系統図（３号および共用）
・３号機放射性液体廃棄物処理伝票（２０２１年２月２２日）
２）４号機格納容器排気ファン及び補助建屋フィルタの性能維持状況
資料名
・高浜発電所４号機補助建屋排気筒 放出放射能濃度測定記録（２０２０年１０月２日）
・４号機換気空調装置定期点検工事 総括報告書兼定期点検工事記録（２０２０年
２月１７日）風量測定記録（Ａ，Ｂ格納容器排気ファン)
３）３，４号機放射性気体及び液体廃棄物の試料採取、測定及び分析の状況
資料名
・高浜発電所 放射線測定管理業務委託 受託計画書（２０２０年９月９日）
・高浜発電所 放射線測定管理業務委託仕様書
・サンプルパッケージ配管系統図(格納容器)、(格納容器排気筒/補助建屋排気筒)25令和３年４月報告書（案）・４号機 補助建屋排気筒サンプルパッケージ凝縮器不具合対応に係る時系列 説明
資料（２０２０年１２月２５日）
・４号機補助建屋排気筒および格納容器排気筒 ダクト施工図
４）周辺公衆への被ばく線量評価
資料名・原子炉設置許可申請書本文及び添付書類９（１号炉完本）（平成２２年４月）
５）事故時監視計器の維持管理状況
資料名
・４号機第２３保全サイクル定期事業者検査要領書(計測制御系統施設)(プラント状態
監視設備機能検査)（９）BR0080 放射線環境監視プログラム
検査項目 放射線環境監視プログラム
検査対象
１）モニタリングポストの管理状況
資料名
・高浜発電所 野外モニタ測定日報（２０２１年２月８日）
・高浜発電所 運転状態管理システム トレンド監視グラフ（２０１８年７月２６日）
・高浜発電所 共用号機 野外モニタ装置電力ケーブル他取替工事 光ケーブル、電力
ケーブル敷設図（２０１８/７/１７）・高浜野外モニタ全体構成図(データ処理装置他更新後)
・高浜発電所 緊急時オンラインデータ伝送システム対外伝送バス データ処理仕様書（２０１３年１０月３日）
・野外モニタ設備点検表（２０２１年２月１９日）
２）気象観測設備の維持管理状況
資料名
・高浜発電所 気象観測装置温度湿度計他購入完成図書（２０１１/３/２５）
・１，２号機 ループブロックダイヤグラム 気象観測装置
・高浜発電所 気象観測装置欠測率管理シート(定期修繕工事含む)（２０２１/２/１７）・高浜発電所 技術業務所則・高浜発電所３号機総合運転日誌 気象観測装置日常点検結果（２０２１年２月１８日）
・高浜発電所 計装保修課 巡視点検表(気象観測装置)（２０２０年１２月実施分）
３）重大事故等発生時における環境試料測定器の点検・校正状況
資料名
・高浜発電所 重大事故等発生時における原子炉施設保全のための活動に関する所
達(可搬型放射線計測装置による環境試料測定フロー)
26

令和３年４月報告書（案）・原子力防災業務要綱
・３，４号機 可搬重大事故対処計装設備動作確認試験（２０２０年１２月１日〜２日）
・３，４号機 可搬型気象観測装置動作確認試験手順書（２０１９年５月）
・３，４号機 可搬重大事故対処設備健全性確認試験（２０２０年８月２４日他）（１０）BR0090 放射線モニタリング設備
検査項目 放射線モニタリング設備
検査対象１）３、４号機 Ge 波高分析装置の点検校正状況
資料名・Ge 波高分析装置 点検校正結果報告（３４ＸＨ−ＧＥ−１Ｂ（定期）１１/５）
・Ge 波高分析装置 点検校正結果報告（３４ＸＨ−ＧＥ−２Ｂ（定期）１０/２８）２）簡易全身モニタの運用及び点検校正状況
資料名・簡易全身モニタ 点検校正結果報告（ＸＨ−ＫＡＮ１（定期）６/４）
・簡易全身モニタ 点検校正結果報告（ＸＨ−ＫＡＮ２（定期）６/５）
３）可搬型ダストモニタ及びガスモニタの数量確保及び維持管理状況
資料名
・高浜発電所 放射線管理業務所則・可搬型ダストモニタ 点検校正結果報告（３４ＸＨ−ＮＺＵ−４Ｂ（定期）１０/５）
・可搬型ガスモニタ 点検校正結果報告（１２ＸＨ−ＭＧＲ１４５ＢＲ６−７Ａ（定期）５/１
３）・可搬型ガスモニタ 点検校正結果報告（３４ＸＨ−ＭＧＲ１４５Ｂ−２Ｂ（定期）４/２８）（１１）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査対象
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビ
ュー等の自己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
資料名・是正処置プログラムに係る要綱
・高浜発電所 品質マネジメントシステムに係る不適合管理および是正処置所達２４次
改正
・標準 CR 一覧表（２０１９年２月１８日〜２０２０年１２月２５日）
・不適合区分一覧表（不適合区分 A・B）［２０１７年４月１日〜２０２０年１１月２０日］
・未然防止処置通達
・高浜発電所 品質マネジメントシステムに係る未然防止処置所達27令和３年４月報告書（案）・原子力発電業務要綱
・未然防止処置リスト（２０１７年４月１日〜２０２０年１１月２０日）
・原子力発電の安全に係る品質保証規定
・内部コミュニケーション通達
・品質保証会議運営要綱
・是正処置プログラムに係る要綱
・高浜発電所 発電所運営会議所達・高浜発電所 発電所レビュー結果 （２０１７年度から２０１９年度）
・発電所レビューのフォローアップ状況管理表（２０１７年度から２０１９年度）
・第１９回マネジメントレビューからのアウトプットの通知について
・原子力部門における内部監査通達
・原子力監査業務要綱
・第１９回マネジメントレビュー報告事項に係る経営監査室長レビュー議事録について
・２０１９年度第１９回マネジメントレビューへのインプットについて
・安全文化通達
・安全文化要綱
・高浜発電所安全文化評価結果について（２０１９年度、２０２０年度）
・高浜発電所安全文化醸成のための活動計画（２０２０年度）
・高浜発電所安全文化醸成活動に係る重点施策の上期実施状況（２０１８〜２０２０
年度） （発電所各課・室実施計画・実施状況を含む）
・発電所レビュー結果報告書（人的過誤による不適合状況のインプット情報抜粋および当該不適合一覧表）（２０１７〜２０２０年度）
・不適合一覧表（不適合区分Ａ・Ｂ）［２０１７年４月１日〜２０２０年１２月末］
・第１７回協力会社向けアンケート集計結果【高浜発電所】（各課・室インタビュー含む。）※特定重大事故等対処施設に係る資料名のうち特定重大事故等対処施設の名称等が記載されているものは、令和２年度第 36 回原子力規制委員会（令和２年 11 月４日）の原子
力規制委員会で決定された「特定重大事故等対処施設に係る法令報告事象等の公表について」の考え方に準拠し非公表とします。

28

令和３年４月報告書（案）

別添１ 指摘事項の詳細（１）
件名

高浜発電所４号機 保守管理不備により発生したスケールによる蒸気発
生器伝熱管の損傷事象監視領域（小分類）

原子力施設安全−発生防止

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BM0110 作業管理
作業管理
施設管理に係る活動

指摘事項の重要度／深刻度

緑/ＳＬⅣ（通知なし）
高浜発電所４号機第２３回定期検査（令和２年１０月７日〜）において、蒸気発生器（以下「ＳＧ」という。）の伝熱管全数の渦流探傷試験（以下「ＥＣＴ」という。）を実施したところ、Ａ−ＳＧの伝熱管１本及びＣ−ＳＧ伝
熱管３本において、管支持板付近に、外面からの減肉（減肉率は、Ａ−Ｓ
Ｇが約３３％、Ｃ−ＳＧが約３６％と約２５％と約３２％の３箇所）が認められた。
関西電力は、原因を調査した結果、これまでの運転期間に伝熱管表面に堆積した空隙率５％以下の稠密層の厚さが０．１ｍｍ以上のスケールが剥がれ、そのスケールが伝熱管と接触し損傷を与えた可能性があると推定した。

指摘事項等の概要

このため、関西電力は、高浜発電所４号機第２３回定期検査で下記再発防止対策を実施する。
（１）外面減肉が認められた伝熱管の施栓
外面減肉が認められたＳＧ伝熱管４本について、高温側および低温側のＳＧ管板部で施栓し、供用外とする。
（２）薬品洗浄による稠密性状スケールの脆弱化
ＳＧ器内に薬品を注入し、伝熱管全体を浸すことにより、SG器内の稠密な性状のスケールを粗密化させ、脆弱化させる。
なお、高浜発電所４号機次回第２４回定期検査において、スケールの性状を確認・評価し、今後の保全計画に反映する。

別添 1-1

令和３年４月報告書（案）

本件は、ＳＧ器内を計画的に薬品洗浄するなどスケールによる伝熱管
損傷防止対策の検討が不十分であったことが原因であると考えられる。
このことは、本事象発見当時の保安規定第１２０条（保守管理計画）の「７ 保全計画の策定」のうち「（２）原子力部門は、保全計画の策定に当たって（中略）必要に応じて次の事項（a 運転実績、事故および故障事例などの運転経験）を考慮する。」の規定を満足しておらず、スケールが伝熱管外面に摩耗減肉をもたらすことは合理的に予測可能であったことから、パフォーマンス劣化に該当する。
ＳＧ伝熱管は、原子炉冷却材圧力バウンダリであり、その損傷により、バリア健全性への影響が懸念されることから、「発生防止」の監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
重要度評価の結果、今回のＳＧ伝熱管の減肉については、最大深さの減肉を有するＣ−ＳＧの伝熱管の内外差圧による破断圧力を算出したところ、通常運転時の内外差圧の３倍以上を維持できていること、また深刻度評価においては考慮すべき問題点は確認されず、具体的な再発防止対策も実施されていることから、「緑／ＳＬⅣ（通知なし）」と判定した。

事象の説明

高浜発電所４号機第２３回定期検査（令和２年１０月７日〜）において、ＳＧの伝熱管全数のＥＣＴを実施したところ、Ａ−ＳＧの伝熱管１本及びＣ−ＳＧ伝熱管３本において、管支持板付近に、外面からの減肉（減肉率は、Ａ−ＳＧが約３３％、Ｃ−ＳＧが約３６％と約２５％と約３２％の３箇所）が認められた。
上記ＳＧ伝熱管の損傷は、減肉率２０％以上のものであり、実用発電
用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第１８条並びに第５６条に適合していないことから、関西電力は、令和２年１１月２０日に法令報告事象（実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第１３４
条第３号）に該当すると判断した。
関西電力は、次のとおり原因調査を行った。
Ａ−ＳＧ器内で減肉信号を確認した伝熱管を小型カメラで目視点検を実施した結果、きずに接触する幅約１５ｍｍ、長さ約９ｍｍの付着物を確認したことから回収した。また、ＳＧ器内の管板、流量分配板、第一及び第二管支持板の上面の全ての範囲並びに第三管支持板の下面の減肉信号を確認した伝熱管周辺部について、小型カメラにより目視点検を実施した結果、伝熱管から剥離したスケール及びスラッジ以外の異物は確認できなかった。
別添 1-2令和３年４月報告書（案）Ｃ−ＳＧ器内で減肉信号を確認した伝熱管３本を小型カメラで目視点検を実施した結果、うち１本の伝熱管と第三管支持板の間に付着物を確認したことから回収したが、付着物が折れたため一部のみ回収した。また、
ＳＧ器内の管板、流量分配板、第一及び第二管支持板の上面の全ての範囲並びに第三管支持板の下面の減肉信号を確認した伝熱管周辺部について、小型カメラにより目視点検を実施した結果、伝熱管から剥離したスケール及びスラッジ以外の異物は確認できなかった。更に、Ｃ−ＳＧ伝熱管の減肉箇所下方付近の第二及び第一管支持板上にあるスケールを回収し確認した結果、その中の三つに伝熱管と接触したと思われる痕を有す
るスケールを確認した。（「幅約１８ｍｍ、長さ約１０ｍｍ」と「幅約２３ｍ
ｍ、長さ約１１ｍｍ」と「幅約１１ｍｍ、長さ約３ｍｍ」のスケール）
Ａ，Ｃ−ＳＧで回収した付着物は、いずれも酸化鉄（主にマグネタイト）
で、接触想定部に接触痕があり、表面に伝熱管の母材のニッケル及びクロ
ムの成分を検出した。形状については、直径約２２．５ｍｍの円筒状に沿った形状であり、伝熱管の外径に近い形状であることを確認した。また、断面ミクロ観察を実施した結果、空隙率５％以下の稠密層が形成されていることを確認した。
ＳＧ器外のＳＧブローダウン系統及び復水器回収ライン系統の各弁・配管・タンク・ストレーナ等の目視点検を実施した結果、スケール及びスラッジ
以外の異物は確認できなかった。
また、伝熱管から剥離したスケールが伝熱管減肉を発生させる可能性について調査・検討及び摩耗試験を実施した結果、２次系構成機器の流れ
加速型腐食等で生じる鉄イオンや微粒子が給水とともにＳＧ２次側へ持ち込まれ、析出付着及び蒸発残渣により伝熱管外面に付着し運転時間とともに経年的に徐々に増加していくこと、高ＥＴＡ処理や高アンモニア処理によって給水のｐＨ値を高く維持することで、鉄の持込み量を抑えることができる
こと、空隙率５％以下の稠密層の厚さが０．１ｍｍ以上のスケールについては、有意な伝熱管の減肉を発生させる可能性があることを確認した。
高浜３，４号機は、これまでｐＨ上昇により鉄の持込み量低減を図るべ
く、ＡＶＴ処理、ＥＴＡ処理、高ＥＴＡ処理、高アンモニア処理と改善してきたが、これまで運転開始からの運転時間が２２．２万時間と長く、運転初期には鉄の持込み量が多くなる比較的低いｐＨで水質管理を実施していた期間が長いこと、大飯３，４号機のようにＳＧ器内の薬品洗浄もこれまで実施していないことから、他プラントに比べスケールの堆積量が多いことを確認した。
以上の調査結果から、今回のＳＧ伝熱管の損傷は、これまでの運転期

別添 1-3令和３年４月報告書（案）

間に伝熱管表面に堆積した空隙率５％以下の稠密層の厚さが０．１ｍｍ
以上のスケールが剥がれ、そのスケールが伝熱管と接触し損傷を与えた可能性があると推定した。
このため、関西電力は、以下のとおり高浜発電所４号機第２３回定期検査で下記再発防止対策を実施することとした。
【再発防止対策】（１）外面減肉が認められた伝熱管の施栓
外面減肉が認められたＳＧ伝熱管４本について、高温側および低温側のＳＧ管板部で施栓し、供用外とする。
（２）薬品洗浄による稠密性状スケールの脆弱化
ＳＧ器内に薬品を注入し、伝熱管全体を浸すことにより、SG器内の稠密な性状のスケールを粗密化させ、脆弱化させる。
（先行して、高浜発電所３号機第２４回定期検査において、薬品洗浄を実施した後、ＳＧ器内のスケールを取り出し、脆弱化していることを確認済み。）
なお、高浜発電所４号機次回第２４回定期検査において、スケールの性状を確認・評価し、今後の保全計画に反映する。

指摘事項の重要度
評価等［パフォーマンス劣化］
関西電力は、Ａ，Ｃ−ＳＧ伝熱管の損傷は、これまでの運転期間に伝熱管表面に堆積した空隙率５％以下の稠密層の厚さが０．１ｍｍ以上のスケールが剥がれ、そのスケールが伝熱管と接触し損傷を与えた可能性があると推定した。
関西電力は、平成８年の高浜発電所３号機のＳＧ伝熱管の抜管調査において、伝熱管の上部ではポーラスで厚いスケールが、伝熱管の下部では稠密で薄いスケールの存在を確認していたにもかかわらず、ＳＧ伝熱管の下部で発生した令和元年度の法令報告事象（高浜発電所３、４号機ＳＧ
伝熱管外面の異物による摩耗減肉）の調査の際に、伝熱管の上部から採取したポーラスで厚いスケールを用いて伝熱管の摩耗試験を行った結果、
稠密なスケールによる伝熱管外面の摩耗減肉の可能性を見逃した。
そのため、ＳＧ器内を計画的に薬品洗浄するなどスケールによる伝熱管
損傷防止対策の検討が不十分であったことが原因であると考えられる。
このことは、本事象発見当時の保安規定第１２０条（保守管理計画）の「７ 保全計画の策定」のうち「（２）原子力部門は、保全計画の策定に当
別添 1-4令和３年４月報告書（案）

たって（中略）必要に応じて次の事項（a 運転実績、事故および故障事例などの運転経験）を考慮する。」の規定を満足しておらず、スケールが伝熱管外面に摩耗減肉をもたらすことは合理的に予測可能であったことから、パフォーマンス劣化に該当する。
［スクリーニング］
ＳＧ伝熱管は、原子炉冷却材圧力バウンダリであり、その損傷により、バリア健全性への影響が懸念されることから、本パフォーマンス劣化は、「発生防止」の監視領域（小分類）の「設備のパフォーマンス」の属性に関連付けられ、出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制することとする「発生防止」の監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしたことから、検査指摘事項に該当する。
［重要度評価］
検査指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評
価に関するガイド」、「附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド」、「別紙１―発生防止のスクリーニングに関する質問」のＤ
項「蒸気発生器伝熱管破断」の「検査指摘事項は、蒸気発生器の１本の伝熱管が、通常運転時における内外差圧の３倍（３ΔPNO）を持続できない劣化状態を含むか」に従い評価した。
その結果、減肉率３６％での破断圧力は、「高浜３，４号機蒸気発生器伝熱管の旧振止め金具による局部減肉の特殊設計施設認可申請」において用いた評価式により、通常運転時の伝熱管内外差圧の３倍以上であった。
以上のことから、重要度は「緑」と判定する。

規制措置［深刻度評価］
検査指摘事項は、本事象発見当時の保安規定第１２０条（保守管理計画）の「７ 保全計画の策定」のうち「（２）原子力部門は、保全計画の策定に当たって（中略）必要に応じて次の事項（a運転実績、事故および故障事例などの運転経験）を考慮する。」の規定を満足していない事案であり、「原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「原子力安全への実質的な影響」、「規制活動への影響」、「意図的な不正行為」の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「ＳＬⅣ」
別添 1-5

令和３年４月報告書（案）と判定する。
また、当該検査指摘事項については、関西電力が、ＳＧ器内の薬品洗浄などの再発防止対策を実施することとしており、同ガイド「３．３（２）」の要件を満足していることから、違反等の通知は実施しない。

指摘年月日
整理番号

令和３年３月４日
J14-202103-01（２）
件名

高浜発電所３，４号機 不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備

監視領域（小分類）

原子力施設安全−拡大防止・影響緩和

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BE0020 火災防護
四半期検査
３、４号機 火災影響軽減対策（ケーブル養生対策）の実施状況

指摘事項の重要度／深刻度

緑/ＳＬⅣ（通知なし）

指摘事項等の概要

令和２年度第２四半期の原子力規制検査において、「伊方発電所３号機 海水管トレンチ室内における不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備」及び「川内原子力発電所２号機 配線処理室内における不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備」の検査指摘
事項が報告された。
関西電力（株）は、上記プラントの検査指摘事項の水平展開として、高浜発電所に対して火災防護対象ケーブルの対象箇所における水平展開
調査した結果、高浜発電所３号機にて９火災区画５２箇所、４号機では９
火災区画５３箇所に、耐火隔壁を設置したケーブルトレイから露出したケーブル（以下「露出ケーブル」と言う。）が確認された。
関西電力（株）の調査結果によると、３号機及び４号機で確認された露出ケーブルの火災防護対象機器等は、３号機及び４号機共、Ａ，Ｂ電動補助給水ポンプ、Ａ，Ｂ格納容器外制御用空気圧縮機、Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ
原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ，Ｂタービン動補助給水ポンプ盤及び安全系のケーブルであった。
別添 1-6令和３年４月報告書（案）

関西電力（株）高浜発電所３号機及び４号機の工事計画認可申請書「 ３．火災防護設備の基本設計方針（３）火災の影響軽減 ａ．火災の影響軽減対策」及び工事計画認可申請書の添付資料７「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」の「 ６．火災の影響軽減対策」にて、火災防護対象機器の選定及び火災防護対象機器等に対する具体的な系統分離対策が規定されており、今回確認された露出ケーブルは、いずれも１時間の耐火能力を有する隔壁で分離されていない火災防護対象
機器等であった。
今回、露出ケーブルが確認されたことは、工事計画認可申請書の添付
資料７「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」等に示す火災の影響軽減のための対策を満足していない状況であり、「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準」という。）第１１条（火災による損傷の防止）第３号に違反していたと言える。また、露出ケーブルの存在が、火災影響軽減対策上の不備であることは、容易に予測可能であることから、パフォーマンス劣化に該当する。
さらに、露出ケーブルを放置した状態では、火災による外的要因に対する防護が不十分であり、制御ケーブルの焼損により、Ａ電動補助給水ポン
プ等の機能性を確保できないおそれがあり「拡大防止・影響緩和」の監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしていることから、検査指摘事項に該当する。
当該検査指摘事項に対し「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書５ 火災防護に関する安全重要度評価ガイド」に基づく評価を行った結果、安全重要度は「緑」と判定する。また「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、関西電力（株）は既にＣＡＰ会議にて審議し、原子炉起動前までに露出ケーブルの系
統分離処置が実施されていることから、法令違反の深刻度は「SLⅣ（通知なし）」と判定した。

事象の説明

令和２年度第２四半期の原子力規制検査において、伊方発電所３号機及び川内原子力発電所２号機において不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策に係る検査指摘事項が報告された。
関西電力（株）原子力事業本部は、上記プラントの検査指摘事項を受けて、高浜発電所に対して火災防護対象ケーブルの対象箇所における水平展開調査と耐火措置の施工を指示した。
別添 1-7令和３年４月報告書（案）

高浜発電所では、上記原子力事業本部からの指示により調査を行った
結果、３号機にて９火災区画５２箇所、４号機では９火災区画５３箇所に、耐火隔壁を設置したケーブルトレイからの露出ケーブルが確認された。
確認された露出ケーブルの火災防護対象機器は、３号機及び４号機
共、Ａ，Ｂ電動補助給水ポンプ、Ａ，Ｂ格納容器外制御用空気圧縮機、
Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ，Ｂタービン動補助給水ポン
プ盤、安全系ケーブルＡトレイン（高圧、低圧、制御、計装）及び安全系ケ
ーブルＢトレイン（高圧、低圧、制御、計装）であった。露出ケーブルの寸法等については、電動補助給水ポンプ、格納容器外制御用空気圧縮機及びタービン動補助給水ポンプ盤がある火災区画で、「最長４０ｃｍ、最大径０．８６ｃｍ、最大露出面積２７５ｃｍ２」、原子炉補機冷却水ポンプある火災区画では、「最長１６０ｃｍ、最大径１．６ｃｍ、最大露出面積９６０ｃｍ
２」、であり、安全系のケーブルでは、「最長８０ｃｍ、最大径０．９５ｃｍ、最大露出面積３０４ｃｍ２」が確認されている。
関西電力（株）高浜発電所３号機及び４号機の工事計画認可申請書「 ３．火災防護設備の基本設計方針（３）火災の影響軽減 ａ．火災の影響軽減対策」において、発電用原子炉施設で火災が発生した場合に、原子炉の安全停止に必要な機能を確保するための手段を策定し、この手段に必要な火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルを火災防護
対象機器等とするとしている。
これを踏まえ、工事計画認可申請書の添付資料７「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」 の「６．火災の影響軽減対策」にて、原
子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統から安全系の機器を優先し火災防護対象機器を選定し、更に選定した火災防護対象機器の駆動若しくは制御するケーブル（電機盤、制御盤含む）を火災防護対象
ケーブルとし、その火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルを火災防護対象機器等としている。
また、火災防護対象機器等に対する具体的な系統分離対策として、
ａ）３時間以上の耐火能力を有する隔壁で分離
・１５０ｍｍ以上の壁厚のコンクリート壁、配管貫通部シールの設置又は離隔距離を確保した電線管で分離する設計とする。
ｂ）１時間の耐火能力を有する隔壁で分離
・機器間の分離に使用する隔壁は、発泡性耐火被覆を施工した鉄板で分離

別添 1-8令和３年４月報告書（案）とし、上記いずれかの方法で実施することとしている。
今回確認された露出ケーブルは、いずれも１時間の耐火能力を有する隔壁で分離されていない火災防護対象機器等であった。
なお、関西電力（株）は既にＣＡＰ会議にて審議し、原子炉起動前までに露出ケーブルの系統分離処置が実施されている。

［パフォーマンス劣化］
火災防護対象ケーブルに対して必要な系統分離対策が施されていない
ケーブルが確認されたことは、工事計画認可申請書の添付資料７「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」で規定している、１時間の耐火能力を有する隔壁を満たしていないことから技術基準第１１条（火災による損傷の防止）第３号に違反していたと言える。また、露出ケーブルの存在
が、火災影響軽減対策上の不備であることは、容易に予測可能であることから、パフォーマンス劣化に該当する。

指摘事項の重要度
評価等［スクリーニング］
このパフォーマンスの劣化により、露出ケーブルを放置した状態では、火災による外的要因に対する防護が不十分であり、制御ケーブルの焼損により、電動補助給水ポンプ等の機能性を確保できないおそれがあり、火災の影響軽減対策を満足しておらず、「拡大防止・影響緩和」の監視領域（小分類）の「外的要因に対する防護」の属性に関係付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する。
［重要度評価］
検査指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評
価に関するガイド」の「附属書５ 火災防護に関する安全重要度評価ガイド」を適用した。
ステップ1.2では表１．火災指摘事項区分1.4.6局部ケーブル又は機器の防護を適用し、ステップ1.3では添付２の劣化評価指針（３．火災の閉じ込めと局部ケーブル又は機器の防護）を用いて、当該検査指摘事項を確認したところ、バリア材で施工されていない露出ケーブルの全周面積が３８ｃｍ２を超えることから「高劣化」に該当すると判断した。
さらに、ステップ1.4検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニ
ング質問のステップ1.4.6局部ケーブル又は機器の防護に対する回答として、
別添 1-9令和３年４月報告書（案）確認された露出ケーブルの火災区画は、維持管理が適切になされた火災の自動感知及び消火設備によって防護されているため「Yes」となり、重要
度は「緑」と判定する。

規制措置［深刻度評価］
検査指摘事項は、工事計画認可申請書の添付資料７「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書」を満足しておらず、技術基準第１１条（火災による損傷の防止）第３号の違反であり、「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価
において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLⅣ」と判定する。
また、関西電力は、本件について、既にＣＡＰ会議にて審議し、原子炉起動前までに露出したケーブルの耐火処置が実施されていることから、同ガ
イド「３．３（２）」の要件を満足するため、違反等の通知は実施しない。

指摘年月日
整理番号

令和２年３月１５日
J14-202103-02（３）
件名

高浜発電所 Ａ廃棄物庫における不適切な放射性廃棄物の収容による管理区域境界の線量率（目安値）超過

監視領域（小分類）

放射線安全−従業員に対する放射線安全

ガイド
検査項目
検査対象

BR0040 空気中放射性物質の管理と低減
空気中放射性物質の管理と低減
飛び地管理区域境界の区域管理状況

指摘事項の重要度／深刻度

緑 ／ SLⅣ（通知なし）

指摘事項等の概要

関西電力株式会社 高浜発電所 Ａ廃棄物庫外周の管理区域境
界の線量率測定を実施したところ、管理区域の設定基準の目安値である２．６μＳｖ／ｈを超える３．３μＳｖ／ｈを確認した。線量率を超過した
地点の近傍のＡ廃棄物庫の内壁に、表面線量率０．３〜１．４ｍＳｖ／
ｈの２００Ｌドラム缶が６本設置されていた。これらのドラム缶は２０２０年１
２月１４日から２０２１年２月１８日までの約２か月間Ａ廃棄物庫の内壁
別添 1-10令和３年４月報告書（案）近傍に収容されていた。
「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」(第４３条の３の１４ 発電用原子炉施設の維持)及び「実用発電用原子炉
及びその附属施設の技術基準に関する規則」(第４２条 生体遮蔽等)に基づき、「高浜発電所１号機の工事計画認可申請書 参考資料１
廃棄物庫について」では、Ａ廃棄物庫の収容条件として、原則、３０ｍＲ／ｈ（０．３ｍＳｖ／ｈ相当）以下のものを収容するとし、それ以上のものを収容するときは遮蔽等の適切な措置を講じて、管理区域境界の線量率が０．６２５ｍＲ／ｈ（２．６μＳｖ／ｈ相当）以下になるようにすると記載されているにもかかわらず、事業者は工事計画認可申請書に規定する適切な遮蔽等の措置を講じておらず、管理区域境界の線量率が目安値（２．６μＳｖ/ｈ）を約２か月間超過したことが判明した。これは合理的に予測可能であり、予防措置を講ずることが可能であるため、パフォーマン
ス劣化に該当する。
工事計画認可申請書に記載された放射性廃棄物の収容条件を遵守しておらず、検査官からの指摘がなければ、更に管理区域境界の設
定基準の目安値を超過する状態が継続していたことから、放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守るとは言えず、従業員に対する放射線安全の監視領域(小分類)の目的に悪影響を及ぼしたとし、検査指摘事項に該当する。
当該検査指摘事項に対し「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書 3 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド」に基づく評価を行った結果、工事計画認可申請書に記載された放射性廃棄物の収容条件を満足していないものの、従業員の被ばく超過及びその可能性はなく、線量の評価能力もあることから、安全重要度は「緑」と判定する。
また「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、法令違反の深刻度は「ＳＬⅣ（通知なし）」と判定す
る。
事象の説明

２０２１年２月１６日、放射線管理のチーム検査として、Ａ廃棄物庫の周囲に設置したフェンスで区画した管理区域境界の線量率測定を実施したところ、管理区域の設定基準の目安値である２．６μＳｖ/ｈを超える
３．３μＳｖ/ｈを確認した。
別添 1-11令和３年４月報告書（案）

２月１８日に事業者とともに線量状況を確認した結果、同様の線量率を確認した。
Ａ廃棄物庫の廃棄物の収容状況については、目安線量を超過した地点のＡ廃棄物庫の内壁の近傍に、表面線量率０．３〜１．４ｍＳｖ/ｈの２００Ｌドラム缶(焼却待ちの使用済ウエスが収缶)が６本収容されていたことを確認した。これらの移動履歴を確認したところ、２０２０年１２月１４日に壁際に収容され、事業者が検査官とともに事象を確認する２０２１
年２月１８日までの約２か月間収容されていた。
工事計画認可申請書におけるＡ廃棄物庫の収容条件としては、「原則として表面線量率３０ｍＲ/ｈ（０．３ｍＳｖ/ｈ相当）以下のものを収容する。」とし、「表面線量率３０ｍＲ/ｈ（０．３ｍＳｖ/ｈ相当）以上のものを収容するとき等は、必要に応じて、その周辺に比較的放射線レベルの低いドラム缶を配置したり、あるいは比較的放射線レベルの高いドラム缶には上部にコンクリートブロックを乗せたり周辺をコンクリ−トブロックで遮蔽したり適切な措置を講じて、管理区域の外側で放射線量率が０．６２５ｍ
Ｒ/ｈ（注：当時の管理区域設定基準であり、６．２５μＳｖ/ｈ相当。現
在では、２．６μＳｖ/ｈが管理区域設定基準の目安）以下になるようにする」と規定している。
それにもかかわらず、事業者は工事計画認可申請書に記載された適切な遮蔽等の措置を講じていないことが判明した。そのため、管理区域
境界周辺の線量率が目安値（２．６μＳｖ/ｈ）を超過する事象が発生した。
２０２０年１２月１４日以前の廃棄物の収容状況については、事業者
は廃棄物の収容座標を管理するシステム(導入:１９９９年８月３１日)を用いて調査した。その結果、０．３〜０．６ｍＳｖ／ｈの２００Ｌドラム缶が１３本、Ａ廃棄物庫の内壁近傍に収容されていたことを確認した。
Ａ廃棄物庫周辺の管理区域境界の設定基準への適合性について
は、２０２０年１２月１４日から２０２１年２月１８日までの約２か月間は、管理区域境界の設定基準の目安値を超過する状態が継続していた。
当該事象を検査官が発見しなければ、更にその状態が継続していた。
なお、検査官が事業者とともに線量状況を確認した２０２１年２月１８日夕刻に事業者は当該管理区域境界の当該高線量エリアの立入制

別添 1-12令和３年４月報告書（案）

限措置を行い、翌２月１９日に一時的に管理区域を拡張した。同日中に当該高線量ドラム缶を庫内中央部に移動させたことにより、管理区域
境界の線量率は１．０μＳｖ/ｈ未満に低減した。
更に当該事象以前の状況については、原因となった２０２０年１２月１４日のドラム缶の配置換え以前に、表面線量率０．３〜０．６ ｍＳｖ/ｈのドラム缶が壁際に１３本保管されていた。しかし、Ａ廃棄物庫の壁厚(普通コンクリート２０㎝)及び高線量ドラム缶から管理区域境界として設置しているフェンスまでの距離を考慮すると、管理区域境界の設定基準を超過することはなかったと判断する。
Ａ廃棄物庫内に係る従業員の被ばく状況については、目安線量を超過した２０２０年１２月１４日〜２０２１年２月１８日において、Ａ廃棄物庫に立ち入った放射線業務従事者の人数は、９８名であり、最大被ばく
線量は０．４３ｍＳｖ(１名)であった。（被ばく線量は他の廃棄物庫での業務を含む。）
また、Ａ廃棄物庫外側での作業者の被ばく状況については、当該期間における当エリアでの作業等について所内に確認し、当エリアに立ち入った可能性のある作業員に対する被ばく線量を評価した結果、いずれも０．１ ｍＳｖ未満であった。なお、Ａ廃棄物庫周辺での工事はなかった。
Ａ廃棄物庫は、発電所敷地の端に位置し近傍を通過する者も限定的である。
工事計画認可申請書の収納条件の遵守に係るＡ廃棄物庫のドラム缶の収容、Ａ廃棄物庫内移動及び点検管理については、委託企業が実施している。事業者は委託企業に工事計画認可申請書の収納条件を含む法令及び事業者ルールを遵守することを要求しており、当該廃棄物の管理区域境界の設定基準を満足させる観点から、２０１７年以前
においては、事業者は委託企業と壁際に高線量ドラム缶を収容した場合の措置について共通認識を持っていた。
しかし、２０１８年以降は、過去のＡ廃棄物庫の管理区域境界の測定実績が１μＳｖ/ｈ未満であり、委託企業の放射線管理担当者教育の講師から「これまでの測定履歴で有意な測定値が検出されたことはなかった」との伝達もあったことから、Ａ廃棄物庫には高線量ドラム缶は収容されていないという思い込みが委託企業にはあった。
事業者においては、委託企業が法令及び事業者ルールを満足していると考えていた。２０２０年４月以降は、ドラム缶の配置換え計画の事前

別添 1-13令和３年４月報告書（案）確認、作業者への注意事項の確認を実施していなかった。また、Ａ廃棄物庫内に高線量ドラム缶を収容した際に必要な措置について社内ルー
ル、作業手順等で明確にしていなかった。更に高線量ドラム缶を収容する際の注意事項について意識が希薄になっていた。
当該廃棄物庫の管理区域境界の線量測定については、委託企業が
週 1 回測定を実施している。
２０１７年以前については、委託企業は１ ｍＳｖ/ｈ以上の高線量ドラ
ム缶は壁際に収容しないよう配慮するとともに、壁際に収容した際には管理区域境界の線量率を測定していた。Ａ廃棄物庫内の雰囲気線量率にも注意を払い、工事計画認可申請書の収容条件を遵守していた。
２０１８年以降については、上記のとおり、過去の測定実績から線量の超過はないという思い込みがあり、測定に従事していた者のうち２名について、仕様書で要求している廃棄物庫の全周囲の測定ではなく、各壁面に対し各１点の計４点のみの測定で、管理区域境界の線量率を網羅できるという誤った認識を持っていた。
事業者については、委託企業の測定結果に疑念を持ったことはなく、社員自ら当該区域を測定したことは至近ではなかった。
これらにより最大線量率を正確に捉えることができず、管理区域の設定基準の超過に気付くことができなかった。
現在の発電所内の他の管理区域境界の設定基準の適合性について
は、所管課が管理区域境界に設置してある積算線量計を月１回確認している。また、各建屋の管理区域内は線量率の変化をエリアモニタ等
で１日１回確認するとともに、集積線量測定(週１回)及び線量率測定(月１回)で確認することにより、異常な線量率の変化がないことを確認している。なお、当該事象を受けて、事業者が所内全域の管理区域境界の線量率を再測定し、管理区域境界の設定基準を超過していないことを確認した。
発電所敷地境界の線量については、事業者が月１回測定しており、
当該高線量ドラム缶が複数本保管されていた期間におけるＡ廃棄物庫に最も近い敷地境界の測定値と、高線量ドラム缶が当該位置に収容されていなかった期間の測定値を比較した結果、有意な変動はないため
敷地境界外に影響を及ぼすことはないと判断する。また、検査官が敷地境界の手前で線量率を測定した結果、バックグランドレベル(５０ｎＳｖ/ｈ)

別添 1-14令和３年４月報告書（案）であることを確認した。
指摘事項の重要度
評価等［パフォーマンス劣化］
高浜発電所１号機の工事計画認可申請書では、Ａ廃棄物庫の収容条件として「原則、０．３ｍＳｖ/ｈ以下のものを収容するとし、それ以上のものを収容するときは遮蔽等の適切な措置を講じて、管理区域境界の線量率が２．６μＳｖ/ｈ以下になるようにする」と記載されている。
それにもかかわらず、事業者は工事計画認可申請書に記載された適切な遮蔽等の措置を講じておらず、管理区域境界の線量率が２．６μ
Ｓｖ/ｈを約２か月間超過したことが判明した。これは合理的に予測可能であり、予防措置を講ずることが可能であるため、パフォーマンス劣化に該当する。
［スクリーニング］
工事計画認可申請書に記載された放射性廃棄物の収容条件を遵守しておらず、更に検査官からの指摘がなければ、管理区域境界の設定基準を超過する状態が継続していたことから、放射性物質による被ば
くから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保しているとは言えず、従業員に対する放射線安全の監視領域(小分類)の目的に悪影響を及ぼしたとし、検査指摘事項に該当する。
［重要度評価］
当該検査指摘事項に対し「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書 3 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド」に基づく評価を行った結果、工事計画認可申請書に記載された放射性廃棄物の収容条件を満足していないものの、従業員の被ばく超過及びその可能性はなく、線量の評価能力もあることから、安全重要度は「緑」と判定する。

規制措置［深刻度評価］「原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「原子力安全への実質的な影響」「規制活動への影響」「意図的な不正行為」の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「ＳＬⅣ」と判定する。
事業者は検査期間中に当該管理区域の区域管理を適切に実施している。検査終了時の締めくくり会議において、是正処置を行うことを明
別添 1-15令和３年４月報告書（案）言している。
したがって、当該事象は同ガイド「3.3(2)」の要件を満足することから、違反等の通知はしない。
指摘年月日
整理番号

令和３年３月２４日
J14-202103-03

別添 1-16令和３年４月報告書（案）別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細
改善措置活動の実効性（１）問題の特定改善処置活動（以下「ＣＡＰ」という。）は「是正処置プログラムに係る要綱」「高浜発電所 品質マネジメントシステムに係る不適合管理および是正処置所達」等に基づき、安全上の問題を見逃さないために、２０
１９年１月から２０２０年３月までの試運用を経て、２０２０年４月から本格的に低いしきい値で広範囲の情報を収集することから運用が開始されている。発電所社員や協力会社社員等が問題を発見した場合は、
上記の要綱等に基づき状態報告（以下「ＣＲ」という。）を起票し、スクリーニング会議及びＣＡＰ会議に諮り、「ＣＡＰ処理区分表（兼不適合処
理区分表）」（以下「ＣＡＰ区分表」という。）に従い、不適合及び安全への影響に対する重要度の管理区分等を決定していることを確認した。
また、未然防止処置のインプットとなる他施設の運転経験等の情報についてもＣＲが起票され、それらへの対応について審議されていた。
（２）問題の重要度分類及び評価
ＣＲの重要度分類は、スクリーニング会議及びＣＡＰ会議においてＣＡ
Ｐ区分表に従い実施され、それら不適合等への処置が審議されていることを確認した。
２０１７年度から２０２０年度（〜１２／３１まで）の不適合処置及び是正処置を管理している原子力保全総合システム（以下「Ｍ３５」という。）
を確認したところ、以下の事象については、再発や類似事象が発生しており、これら事象の発生状況を踏まえた重要度分類及び評価の状況を確認した。
① 高浜発電所２号機 第２７回定期検査の第４回追加点検(２０１８／２月〜２０１８／５月)の２０１８年３月８日に不適合のＡ−
非常用ディーゼル発電機（以下「Ｄ／Ｇ」という。）排気消音器内部点検において、外面腐食による穴あきが確認され、その後、Ｂ−Ｄ／Ｇ排気／吸気消音器の内部点検／外観点検において、外面腐食による穴あきの類似事象が確認された。また、第５回追加点検（２０１９／５月〜２０２０／１月）においては、Ａ−Ｄ／Ｇ排気等消音器の内部検査にて、同様な事象が再発していた。しかし、重要度分類及び評価は、最初に発見された事象の分類や評価からは変わることがなかった。
② 高浜発電所４号機の定格熱出力運転中、使用済燃料ピット周りの大型弁定期点検工事での同ピットの水位降下時に、同ピットＡエリアの水位（広域）指示信号のエラーを検知し、水位指示
別添 2-1

令和３年４月報告書（案）

値が固着する事象（指示信号リセット後、動作確認実施）が発生し、その後、３号機の使用済燃料ピットＢエリアにおいても同ピット周りの大型弁定期点検工事に伴う同ピットの水位降下時に、同ピットＢエリアの水位（広域）に同様な指示信号のエラーを検知し、水位指示値が固着する類似事象が見られた。また、２０２０年度にも４号機の使用済燃料ピットＢエリアの水位（広域）の指示値にふらつきが見られる事象を発生していたが、最初に発見された事象の重要度分類や評価からは変わることがなく、事業者は類似事象として取り扱っていないことを確認した。
（３）是正処置ＣＡＰ会議で不適合と判断された事象は「是正処置プログラムに係る要綱」「高浜発電所 品質マネジメントシステムに係る不適合管理および是正処置所達」等に従い、是正処置が行われていることを確認した。
なお、以下の是正処置については、再発や類似事象の発生の可能性を考慮した処置を考える必要があるが、事業者は抽出時期を過去２
年また、対象範囲を同一ユニット、同一系統、同一機種等と限定していることから、そのような処置は行われていなかった。
上記（２）①で確認された２０１８年３月８日の不適合「高浜２号機
Ａ−Ｄ／Ｇ排気消音器胴板穴あきについて」において、外面腐食による穴あき（７×１５ｍｍ）を確認し、その是正処置として、当板修繕を行い、漏えいがないことを確認した。その後、２０１８年４月１６日の不適合「高浜２号機 Ｂ−Ｄ／Ｇ排気消音器胴板穴あきについて」及び４月１８日の不適合「高浜２号機 Ｂ−Ｄ／Ｇ吸気消音器天板穴あきについて」においても、外面腐食による穴あき（７×１５ｍｍと約Φ１００ｍｍ）の類似事象が発見された。
また、２０１９年１２月１９日の不適合「高浜２号機 Ａ−Ｄ／Ｇ排気
消音器胴板穴あきについて」においては、外面腐食による穴あき（１００ｍｍ×２０ｍｍ）の再発事象を確認していたが、その是正処置として、同様な当板修繕が行われていたが、各Ｄ／Ｇ消音器周辺の環境と腐食の状況を踏まえた、減肉管理及び腐食管理が行われておらず、現場に即した計画的な修繕工事には繋がっていなかった。
なお、事業者は上記の結果及び今後の第２８回定期検査時に詳細点検の結果を踏まえ、保全指針の計画を検討することとしている。
上記（２）②で確認された２０１８年４月１０日の不適合「４号機 Ａ使
用済燃料ピット水位（広域）点検」及び２０１８年７月２４日の不適合「３号機 Ｂ使用済燃料ピット水位（広域）点検」の不適合処置として
別添 2-2令和３年４月報告書（案）は、当該伝送器の電源の再投入操作を行い、エラー検知信号のリセッ
ト後、動作確認結果に異常のないことが確認されたが、是正処置は行われていなかった。その後、２０２０年１２月３日の不適合「４号機 使用済燃料ピットＢエリア水位（広域）伝送器点検」では、通常レベルにおいて、指示値のふらつきが見られる事象があり、事業者自らの経験に基づく判断で、当該伝送器を取り替える処置が取られ、詳細な原因究明もな
く偶発故障として不適合処置が行われていたが、是正処置は行われていなかった。
また、上述の不適合処置区分は「Ｂ」の設備に該当するにも関わらず、ＣＡＰ会議による所長承認（是正処置の判断）が未実施のままＭ３
５では、処理が完了されていることが確認された。
この点について事業者は、今後、ＣＡＰの進捗管理に用いる「不適合管理データベースシステム」において、是正処置検討予定日を明確にし、処理状況を管理できるような運用を行い、原因調査、是正処置要否の検討（再発・類似確認含む）内容がＣＡＰ会議で審議されるように管理を行うこととしていることを確認した。
「是正処置プログラムに係る要綱」に従えば、報告されたＣＲの傾向等を分析することにより、発電所の問題点を把握し、改善に繋がることを目的としているが、ＣＲの傾向を把握するため、２０１７年４月１日〜２０
２０年１２月３１日の不適合一覧表（設備不適合）に記載された発生
事象の原因、是正処置及び保全指針改訂の要否を確認したところ、発生事象の原因の多くは一過性の偶発事象・故障又は経年劣化で占められ、その対応として部品や機器の取替が実施されていた。
また、是正処置についても偶発事象等と判断され処置の要否が「否」となり、保全指針の改訂も「否」と判断されているケースがほとんどであることが確認でき、上述のように発生事象の原因の深堀りが不足しており、分析・評価に至っていないことが確認できた。
事業者は、現在の標準ＣＲコード（プロセス）の分類をより細分化し、キーワード検索できるようにすることで、業務実態に応じた見直しを行うと共に、今後、Ｍ３５（設備）の分類コードの検討を行うこととしている。
他施設における運転
他の施設において発生した不適合情報（トラブル情報、保全品質情経 験 及 び 知 見 の 活 報、その他情報）については「品質マネジメントシステムに係る未然防止用処置所達」に基づき、原子力事業本部が未然防止処置として必要と判断した事案については、原子力事業本部が直接ＣＡＰシステムに入力することでＣＲが起票される。また、原子力事業本部から情報を入手した情報管理専任者は、スクリーニング会議およびＣＡＰ会議に報告し、審議され、それらへの対応が決定されることを確認した。
別添 2-3令和３年４月報告書（案）

また、２０２１年３月１８日時点で２０１７年度からの未処理案件が２１件あり、それら全ての処置予定時期の妥当性が確認されていた。
当該未処理案件のうち、原子力事業本部から処置内容がまだ提示されていない案件を除き、事業者が、再稼働前に対応すべき事案については、再稼働前に確実に実施し、それ以外の事案については、計画どおりに確実に実施することとしていることを確認した。
マネジメントレビュー等 （１）マネジメントレビューの実施状況の自己評価及び監
マネジメントレビューは「原子力発電の安全に係る品質保証規程」
査「内部コミュニケーション通達」「高浜発電所 発電所運営会議所達」等に基づき、年１回実施され、当該レビューのインプットとして、品質目標の達成状況を含め、監視、測定、データ分析等の結果が自己評価され、報告されている。当該レビューのアウトプットを踏まえ「品質保証会議運営要綱」及び「高浜発電所 発電所運営会議所達」等に基づき、年度毎の品質目標が作成又は変更されている。
２０１７年度から２０２０年度までの発電所の品質目標の設定状況を確認したところ、品質目標について、一部の変更等の見直しは行われているものの、目標の達成度に重点が置かれ、活動の目的が明確で無い
ため課題が出にくく、同じ品質目標が継続されている状況も確認された。
これに対して、事業者は、今後、品質目標をパフォーマンス向上により目標の達成状況を効果的に評価し得るものとするよう設定していくこと
で、課題の抽出を行い継続的な改善に取り組むこととしていることを確認した。
また、２０１９年度から「是正処置プログラムに係る要綱」に基づきＣＡ
ＰのＣＲ分析による問題点の把握及び分析結果の共有に取り組んでいるが、課題の改善に繋がるものとなっておらず、改善が必要である。
今後、事業者は、２０２０年度からマネジメントレビューのインプット情報として共有するとともに手法の見直し、活用方法の検討を進めるとしている。
（２）内部監査の実施状況
内部監査は、経営監査室の原子力監査グループが「原子力部門における内部監査通達」「原子力監査業務要綱」等に基づき、毎年、年度監査計画を取りまとめ、経営監査委員会に付議し、その審議を経て、社長の承認を得ている。その後、原子力監査グループマネージャー
は、年度監査計画に基づき、個別の監査ごとに内部監査実施計画を作成し、経営監査室長の承認を得ていることを確認した。
別添 2-4令和３年４月報告書（案）

内部監査は「定期監査」「臨時監査」「フォローアップ監査」に区分され、それぞれ書面調査、面接調査に加え、現地調査等の方法により行われていることを確認した。
２０１９年度のマネジメントレビューインプット情報で各発電所で報告されている「更なる改善のための提案」としての処置手続きの取扱いについては、明確に規定されていないため、その提案が実施部門においてどのように活用されるのか不明確な状況であった。
これに対し、事業者は「更なる改善のための提案」についても、ルールを明確にし、内部監査として実施部門の活動状況を確認する取り組みについての検討を進めている。
また、監査で検出される「重大な不適合」及び「軽微な不適合」が、過去５年を遡ってもなく、「改善要望事項」が数件ある程度であり、課題の抽出に寄与するような監査とはなっていなかった。
今後、事業者は、発電所のパフォーマンスに関する現場の状況把握をこれまで以上に行い、それらの踏まえた品質マネジメントシステムの実
効性の観点を重視した監査を実施し、実効性の評価を行うこととしている。
安全文化の育成と維 （１）安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況について
持に関する活動
安全文化の育成と維持に関する活動（以下、「活動」という。）について、事業者は、「安全文化通達」に基づいた発電所活動計画を年度毎に作成し、それに基づいた活動を実施している。また、各課・室のセルフ
アセスメントの結果、発電所員や協力会社へのアンケート結果等の情報から活動の実施状況の確認を行っていることを確認した。
事業者による自己評価結果「２０２０年度発電所安全文化評価結果について」（以下、自己評価という。）において、安全文化について概ね良好な状態を維持できていると評価しているが、各課・室のセルフアセス
メント結果やそのインタビューに加え、発電所員や協力会社へのアンケー
ト結果等の主観的なデータを踏まえた評価にとどまっている。しかし安全文化に係る不適合等の客観的なデータの収集・分析および評価については２０２０年度に開始したことから、その対象が３件と少ない他、各課・室のアンケート結果における低下傾向項目の原因分析も十分に実施されていないこと、更に過去３年間を通じて、組織・人の意識、行動の評
価１４項目のうち、トップマネジメント「④資源投入・資源配分は適切か」と学習する組織「⑬現状への問いかけ・リスク評価や組織全体のリスク感知能力を通じて、更なる安全性、信頼性の向上および労働災害の未然防止に努めリスクを除去・低減しているか」という視点で「問題」とする評価が継続していることから、従来の活動の成果が十分に得られてい別添 2-5

令和３年４月報告書（案）ないことを確認した。
このことから、事業者は２０２０年度の自己評価に基づく次年度の活動計画策定に際して、安全・防災室が積極的に関与し、組織の活動が成果を得ることができるように改善していくこととしている。
以上のことから、活動の取組状況については、安全文化における効果
的な取組となっていないことを事業者は認識し、その改善に向けて取り組もうとしていると評価する。
（２）安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価の視点
指摘事項とすべき問題となる弱みは認められなかった。
事業者は２０２０年度の自己評価から安全文化に係る不適合の分析を開始しているが、その数は３件であった。一方２０１７〜２０２０年度の発電所レビュー会議で「人的要因による不適合」として報告された不適合５７件について、検査官が「品質マネジメントシステムの運用」検査
ガイドに基づき独自に分析したところ、上記事象において安全文化１０
特性のうち、「常に問いかける姿勢（ＱＡ）」、「安全に関する責任（ＰＡ）」
及び「作業プロセス（ＷＰ）」に関係するものが、他の特性に比べ多く抽出され、これらの特性には弱点や強化すべき分野の可能性があることが確認できた。
また、管理者に対するインタビュー等の結果から、ＣＲについては何でも起票するように指導しており、起票されたＣＲについて日々のＣＡＰ会議
で情報が共有されており、「問題を提起できる環境」に問題は認められなかった。
以上のことから、安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価については、特定の安全文化の特性について弱点や強化すべき分野が見られると評価する。

別添 2-6