資料１ 第２回検査制度に関する意見交換会合資料（案）
第２回 検査制度に関する意見交換会合
議事次第（案）

１． 日 時 令和２年１１月６日（金） １４：３０ ～ １７：００
２． 場 所 原子力規制委員会 １３階会議室Ａ
３． 議 事（１） 原子力規制検査の継続的な制度改善について（２） 原子力規制検査の運用状況について（３） 核燃料施設等における重要度評価の検討の方向性について（４） その他
４． 配布資料
資料１
資料２－１
資料２－２
資料３－１
資料３－２
資料３－３
資料４

原子力規制検査の継続的な制度改善について
第二四半期における検査活動の報告
第二四半期までの運用状況に関する事業者意見（事業者資料）
核燃料施設等における安全重要度評価の検討の方向性について（案）
核燃料施設等の特徴を考慮した重要度評価について（日本原燃株式会社）（事業者資料）検査制度改善に係る検討スケジュール案＜参考資料＞
参考１ 原子力規制検査に関する文書（https://www2.nsr.go.jp/activity/regulation/kiseikensa/guide_index.html）

資料１

原子力規制検査の継続的な制度改善について(案)

１．検査制度の継続的改善に係る検討の進め方について検査制度の継続的な改善について適切に運用をしていくためには、何の情報をどのように収集し、誰が、どう活用するかを整理する必要があり、以下の項目に分けて議論していく。
① 制度に係る課題の抽出情報（情報の種類、収集手法）の整理② 入手した情報の分析や反映の体制整理（運用方法の整理）

本年度は、以下の通り進めていく。
① 制度に係る課題の抽出情報（情報の種類、収集手法）の整理
ａ．情報の種類 継続的改善に必要とするインプット情報として整理（本資料の２．に示す６項目）
ｂ．収集手法本会合や検査時のコミュニケーション（本資料の３．に示す収集手法）② 入手した情報の分析や反映の体制整理（運用方法の整理）・本年度は、制度の継続的改善のイメージ（本資料の４．に示すスケジュール）で実施
・運用に問題がなければ、恒常的なものとして「運用ガイド」へ反映

1２．継続的改善に必要とするインプット情報について○インプット情報については以下の６項目とし、今後、その有用性を評価しつつ、適時収集する情報の種類や量を追加していく。
インプット情報

具体的な例①検査官からの直接的意見例）検査官会議（検査官会議での意見の一例）（サンプル数に関する意見）
・サンプル数の消化を重視するあまり、検査業務が形式的なものとなる恐れあり。リソースが限られる中、サンプル数の消化と気になる問題の深堀のどちらを優先すべきか判断に迷う。
・実績を踏まえサンプル数の変更や検査ガイド毎に固定されているサンプ
ル数を、現場が柔軟に設定できる仕組みを考えてはどうか。
（ガイドに関する意見）
・検査ガイドが想定していない、又は、検査ガイドでは対応できない状況がある。例えば、電力自主設置設備などの検査での扱いや判定に苦慮。

②本庁による現場調査等（今後実施予定）③事業者からの直接的意見

例）検査制度に関する意見交換会合（第１回資料４－２より抜粋）（事業者への意見聴取方法）
・四半期の検査結果や指摘事項について、締めくくり会議の意見聴取の場で聴取が不足しないよう、必要に応じて事業者意見の提出も可能な運用とするなど、十分なコミュニケーションが図れるようにして頂きたい。
（旧保安検査における指標の収集）
・これまで収集した指標項目について、当初の目的に則した活用の見込みがあるか評価して頂き、見込みのない項目は廃止して頂きたい。

④第３者からの意見（学協会等）（今後原子力学会の新検査制度に関するＷＧの情報を入手）⑤海外等情報例）技術情報検討会（第４０回技術情報検討会）
・一相開放故障事象に対する国内原子力発電所の対応⑥原子力安全に係る新知見等

2

３．継続的改善のスケジュール（1/2）○ 本年度は、制度の継続的改善の運用準備として、インプット情報を整理しつ
つ、以下の通り進めていく。
（１）インプット情報の収集
・６項目のインプット情報について、本年12月までの情報を整理する。
・インプット情報は、以下の収集方法とする。
インプット情報

収集方法①検査官からの直接的意見

ａ．日常的なコミュニケーション
ｂ．検査官アンケート及び検査官会議等②本庁による現場調査等

ａ．本庁管理職の現場視察
実際の検査活動のクオリティや事業者とのコミュニケー
ションなど､現場検査活動に係る直接的課題を抽出③ 事業者からの直接的意見

ａ．検査制度に関する意見交換会合（次回会合）
制度運用開始後に見えてきた制度の課題、事業者側の変化など、次回会合（12月予定）に意見を聴取予定④第３者からの意見（学協会等）

ａ．検査制度に関する意見交換会合（次回会合）
原子力学会から本継続的改善を有効に運用するための意
見等について、次回会合（12月予定）に意見を聴取予定⑤海外情報

ａ．発生の都度、必要に応じて評価し、反映⑥原子力安全に係る新知見等

3

３．継続的改善のスケジュール（2/2）（２）収集した情報の分析/反映
12月まで収集した①～⑥の情報を整理/分析し、各ガイドの見直しも含め、制度や運用へのフィードバックを行う（2月中）（３）本改善活動の結果
原子力規制委員会に報告（3月中）○これらと並行して、５．に示す、検査制度に係るパフォーマンス指標に係るデータを収集する

4

４．制度の継続的改善のイメージ
本年度（１）インプット情報の収集（２）収集した情報の分析/反映

指標（案）

次年度への反映又は積み残し

評価結果
（案）

改善活動に
係る課題抽出

本庁

･･･

反映

本庁

制度の
改善活動

インプット情報の収集と
適時分析

改善の検討
（指標・制度の見直しなど）

次年度情報の整理と計画

･･･

２月

情報に対しての評価

１２月

検査官

本庁

外部

（３）本改善活動の結果
検査官

評価結果

本庁

・検査制度に関する意見交換会合で確認
・委員会報告指標
改善計画

・ガイド見直し
・執務環境改善など

5５．検査制度に係るパフォーマンス指標（1/2）
検査制度に係るパフォーマンスを評価する客観的な指標については、検査制度の見直しに関する検討チームで以下の指標を検討したが、当面は、指標としての有用性について分析/整理を行うこととし、そのための情報を収集する。
１．独立した意思決定
１－１．フリーアクセスの有効性検査官及び事業者からの現場意見を収集。
１－２．検査指摘事項の根拠等の明確さ
検査報告書案への事業者意見等を収集。
２．実効ある行動
２－１．基本検査プログラムの完了
年度初めの計画（サンプル数等）が予定通り遂行されているかについて情報を収集。
２－２．追加検査の完了
追加検査がある場合、完了までの時間や意思決定までの運用の問題点について収集。
２－３．本庁管理職による検査現場の確認
視察時の管理職のコメントを収集。
２－４．スクリーニングの完了
２－５．緑を超える指摘事項の安全重要度の判定の完了
気付き事項とした日から評価が確定した日までの日数をカウントするとともに、その際の問題点を収集。

6

５．検査制度に係るパフォーマンス指標（2/2）
３．透明で開かれた組織
３－１．検査報告書の発行
３－２．検査結果やパフォーマンス指標（PI）の公開
３－３．検査制度に係る公開会合の開催通知や会合結果の掲載
標記情報の原子力規制委員会HPへの掲載までの期間や遅延がある場合の理由等を収集。
４．向上心と責任感４－１．検査指摘事項等の共有
会議等を利用した共有手法や被共有側の係る意見の収集。
４－２．運転経験等の最新知見の収集･共有
会議等にて共有された知見数やその概要（有用性）について収集。
４－３．検査官資格の適切な継続教育等について
年度初めの検査官資格取得予定者と最終的な検査官数の収集。
５．緊急時即応５－１．特別検査開始までの対応
特別検査がある場合は、開始までの意思決定に要した日数。

7

資料３ｰ１

核燃料施設等における安全重要度評価の検討の方向性について（案）

１．はじめに【前会合にて提示している課題】
現在運用しているSERPでの評価に代えて、実用炉とは違う新たな評
価手法についてどのように整理していくか。
⇒

現状定めている手法について、より客観的／効率的とするために、
本課題を再整理する。

本会合で提示する整理内容／議論① 本重要度評価の手法について、現状の体系を整理（本資料２．）。
② 現状を把握した上で、課題の再整理（本資料３．）。
③ 課題を整理/検討していく上での進め方の方針策定（本資料４．）④ 検討イメージの共有（本資料５．）。

1

２．現在の核燃料施設等の重要度評価（1/3）

【核燃料施設の特徴】
・指摘事項を「追加対応あり」又は「追加対応なし」の２つに分類。
・意思決定は、SERPによる。

【重要度評価（SDP）】

実用炉

「緑」
「白」
「黄」
「赤」

核燃料施設

「追加対応なし」「追加対応あり」
2

２．核燃料施設等の重要度評価の現状（2/3）
〇 その他、核燃施設等評価に係る現状（１）監視領域は以下の通り設定（原子力規制検査等実施要領 表３「監視領域の分類」）
大分類

原子力施設安全

製錬事業者

臨界防止

加工事業者

発生防止

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの
維持

重大事故等対処及び大規模損壊対処

試験研究用等原子炉設置者

発生防止

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの
維持

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応

外国原子力船運航者発生防止

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの
維持

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応

発生防止

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの
維持

重大事故等対処及び大規模損壊対処

発電用原子炉設置者

小分類

使用済燃料貯蔵事業者

臨界防止

再処理事業者

発生防止

廃棄事業者

臨界防止

使用者＊
核原料物質を使用する者

臨界防止

閉じ込めの維持

放射線安全

閉じ込めの維持拡大防止・影響緩和

閉じ込めの
維持

閉じ込めの維持拡大防止・影響緩和
閉じ込めの維持

閉じ込めの維持

核物質
防護

非常時の対応非常時の対応

公衆に
対する
放射線
安全

従業員
に対す
る放射
線安全

核物質
防護

重大事故等対処及び大規模損壊対処
非常時の対応多量の放射性物等を放出する事故の拡大防止
又は非常時の対応－＊使用者（令第41条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。）の原子力施設安全の小分類は、閉じ込めの維持のみ。

本検討では、原子力施設安全のみを取り扱う。

（２）核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設安全）の視点を設定「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書９ 定性的な判断基準による重要度評価ガイド添付２」において、代表的な核燃料物質等の状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベルを設定。

3

２．核燃料施設等の重要度評価の現状（3/3）（３）指摘事項に係る対応区分は以下の通り設定（原子力規制検査等実施表６－２「対応区分（核燃料施設等）」）
区分

第２区分

第３区分
指摘事項※
（追加対応あり）

各監視領域における各監視領域における活 各監視領域における活動
活動目的は満足して動目的は満足しており、 目的は満足しているが、いるが、事業者が行事業者の自律的な改善が 事業者が行う安全活動にう安全活動に中程度見込める状態軽微な劣化がある状態の劣化がある状態

施設の
状態

項
目

検
査
対
応

第１区分
指摘事項
（追加対応なし）

視点等

・追加検査はなし

第４区分

第５区分

各監視領域における活動目 監視領域における的は満足しているが、事業 活動目的を満足し者が行う安全活動に長期間 ていないため、プ
にわたる又は重大な劣化が ラントの運転が許ある状態
容されない状態

・規則第3条第1項に係る ・規則第3条第1項に ・規則第3条第1項に係る基基本検査
係る基本検査本検査・規則第3条第2項1号に係 ・規則第3条第2項第2 ・規則第3条第2項第3号にる追加検査号に係る追加検査
係る追加検査・事業者の是正処置の状 ・パフォーマンスの劣化 ・パフォーマンスの ・全体的な事業者の安全活況を確認するが認められた事業者の安 劣化が認められた事 動と、QMS要素の中から追全活動の中から追加検査 業者の安全活動と、 加検査項目を選定
項目を選定
関連する検査項目を ・根本原因分析の結果の評
・根本原因分析の結果の 選定QMS要素の中か
価、及び、安全文化及び評価、及び、安全文化及 ら追加検査項目を選 核セキュリティ文化要素
び核セキュリティ文化要 定の劣化兆候（第三者によ素の劣化兆候の特定
・根本原因分析の結り実施された安全文化及果の評価及び安全文 び核セキュリティ文化の化及び核セキュリ
評価を含む。）の特定
ティ文化要素の劣化
兆候の特定

規則：原子力規制検査等に関する規則※ 指摘事項（追加対応あり）については、重要度評価・規制対応措置の検討会議において、施設状態の評価及び追加検査の程度を決定する。
なお、本検討会議の運用については、別途ガイドを定める。

4３．核燃料施設等の重要度評価に係る課題の再整理〇 現状運用をこれまで実施してきた結果として抽出された課題を以下に記載。

核燃料施設のSDPの発展に向けた課題（検討事項）
新しい検査制度がこれまでの制度と大きく違うところに、リスクやパ
フォーマンスを考慮した評価があり、多種多様な核燃料施設にこれをどのように導入するか、以下にポイントを示す。

「追加対応なし」と「追加対応あり」の客観的な判断。
（初期スクリーニングの検討）「追加対応あり」の場合の行政関与の程度について、施設毎の潜在的な最大リスクの大きさに応じた「区分」分けが可能か又は必要か。
指摘事項ごとの重要度に応じた対応区分の適用の仕方はどうするか。
仕組みと運用に係る客観性、公平性をどのように確保するか。
5

３．核燃料施設等の重要度評価に係る課題の再整理【参考】検討の必要性に係る設置者意見
単位：設置者の数

施設の種類

新たな評価手法の策定が必要である

今のままで良い

二種埋設施設１

１

使用済燃料貯蔵施設

１

０

使用施設

０

５

試験研究用原子炉施設

１

７

廃棄物管理施設１

１

加工施設（ウラン燃料）

１

２

加工施設（濃縮）１

１

加工施設（ＭＯＸ）

１

０

再処理施設

１

１

研究開発段階発電用原子炉施設

０

１

８

１９

合計

全体的に見ると、使用施設及び試験研究用原子炉施設を持つ設置者においては、今のままで良いという意見が多数を占めた。具体的な意見については、参考資料を参照。
6

４．整理/検討の進め方〇 課題の検討は以下の通り進める。
検討の方針（検討の前提）①

作業工程毎に異なるリスクや当該施設で取り扱う物質の性状/物性等が及ぼす影響について、グレーデッドアプローチを適切に考慮し、その度合いを施設の状態に応じて評価できる形を目標とする。

②

リスクを低減させる設置者の安全活動に係るパフォーマンスについても反映できるものとする。
（例えば、指摘事項に対し、既に設置者の安全活動による運用にてリスクの低減が図られていた場合は、それを加味した評価とするなど。）③

評価手法は簡便且つ理解しやすいものとし、事例集等で補完する形とする。

検討の進め方①

本会合で積極的に議論を行うことで客観性を持たせ、設置者等との合意を図る。

②

検討された評価手法は、本会合にて議論/精査した後、SERPの中で活用しつ
つその適切性を検証していく。
7

５．核燃料施設等の重要度評価のイメージ（1/2）
厳しい

評価結果

①

第１区分

第２区分

第3区分

追加対応なし

低い
人
と
環
境
へ
与
え
る
リ
ス
ク

第4区分

第5区分

③

追加対応あり④

事業者の自律的な改善が見込め

事業者が行う安全活動に軽微な劣化

事業者が行う安全活動に中程度の事業者が行う安全活動に長期間に施設の運転が許容されな

る

がある状態

劣化がある状態

わたる又は重大な劣化がある状態

い状態

施設A

施設A

施設B

施設B

施設C

施設C

施設C

施設D

施設D

施設D

②

施設B

⑤

施設C
施設D

施設D

高い 【本イメージのポイント】① 第１区分の評価には、事案の深刻度に応じて文書による通知も存在。
② 規制対応の有無を決める初期スクリーニングを検討。
③ 区分の要否及び区分の基準を検討。また、同区分が繰り返される際の考慮の要否を検討。（たとえば、第2区分が3回続いたらどうするか。）④ 指摘事項がどれだけ原子力安全に影響を与えたか（与える可能性があったか）について、各区分の定義を設定。
⑤ 施設毎のリスクを考慮し、重要度評価・規制対応の最大レベルを設定。
※ 放射線被ばくに関係する評価は、これとは別に発電炉と同様の手法で整理。

8

５．核燃料施設等の重要度評価のイメージ（2/2）
〇 各核燃料施設等において潜在する最大リスクを設定したグレーデッドアプ
ローチの視点を新たな重要度評価のイメージに当てはめると、以下のような
マトリックスとする案が考えられる。
第１区分

Gr.

第２区分

第3区分

追加対応なし

第4区分

第5区分

追加対応あり事業者の自律的な改善が見

事業者が行う安全活動に軽微

事業者が行う安全活動に中程事業者が行う安全活動に長プラントの運転が許容され込めるな劣化がある状態

度の劣化がある状態

期間にわたる又は重大な劣ない状態化がある状態・使用済燃料貯蔵施設
1

2

3・廃棄物埋設施設（二種）
・使用施設（政令第４１条
非該当施設等）
・加工施設（低濃縮U）

・加工施設（低濃縮U）

・廃棄物管理施設

・廃棄物管理施設

・加工施設（MOX）

・加工施設（MOX）

・加工施設（MOX）

・加工施設（U濃縮）・加工施設（U濃縮）・加工施設（U濃縮）

・使用施設

・使用施設

・使用施設（Pu、高濃縮U液
体のみ）

4・再処理施設・再処理施設・再処理施設・再処理施設5

発電用原子炉施設（参考）

発電用原子炉施設（参考）

発電用原子炉施設（参考）

発電用原子炉施設（参考）

発電用原子炉施設（参考）※研開炉、試験炉施設は別途検討する。また、本マトリックスは現時点でのイメージであり、設置者からの意見聴取や今後の検討によって、詳細に再設定
していく。

9

６．当面のスケジュール〇 当面のスケジュールについて、本会合での提示時期として以下に記載。
【第3回会合】（12月頃）
・初期スクリーニング（「追加対応なし」又は「追加対応あり」の評価）のイ
メージを議論・加工施設における現場で発生しうる最大リスクの議論
・核燃料施設等の指摘事項事例集の提示（中間報告）【第4回会合】（1～2月頃）
・加工施設の初期スクリーニング手法（基準含む）の提示
・重要度評価の全体フローの提示
・加工施設における工程に着目した評価の視点イメージの提示【第5回会合】（3～4月頃）
・加工施設における重要度評価の詳細（追加対応ありの細分化）の議論
・加工施設の規制対応区分の提示と指摘事項の程度に応じた評価についての議論・新手法による過去事例の評価結果⇒ 以降、加工施設において、適宜SERPで活用し、新しい評価手法の適合性を確認していく。
10

参考資料〇 核燃料施設等の重要度評価手法の検討に係る設置者の意見について
質問内容

No.

施設の種
類

1

二種埋設

質問１
実用炉と異なる特徴を持つ核燃料施設独自のリスク評価手法を構築することは必要だと思いますか。
１ 必要である。
２ 今のままで良い。
１

2

二種埋設

２

3

使用済燃 １
料貯蔵

4

使用施設

２

5

使用施設

２

質問２
質問１で、１と回答された設置者について、重要度評価ガ
イドの附属書９に記載されている定性的な評価手法で不十分な点を挙げてください。また、こうあるべきとのイメージがあれば挙げてください。
－

質問３
２０２０年９月１５日の面談で提示した附属書９参考２に記載の核燃料物質の潜在的危険性のレベルを用いた工程ごとの重み付けの方法についてご意見があれば挙げて下さい。
－－

他の回答欄（No.30）を参照

－

－

－

他の回答欄（No.29）を参照

・将来的には、核燃料施設にお ・実用炉のリスクと同様、核燃料
けるリスクの評価手法の構築 物質を取り扱う施設においては、をすることにより、グレーデ 人と環境に与える影響のリスク
ッドアプローチに基づき、人、 の大きさと発生確率に着目をし環境に与える影響の大きさ、 て ROP を実施することは、整合性確率に着目したゴールを設定 のとれた考え方と思う。グレーデ
した安全評価・設計につなが ッドアプローチに基づいて、安全ると考える。
評価・安全設計を行うことは、よりリスクに見合った活動となる
ため、将来的には、効果的な手法と考える。
－
・よいと思われる。ただし、使用施設のリスク評価例も記載していただきたい。
・U、Pu の量的な評価が必要と考える。
－「核燃料物質の特性による潜在的危険性のレベル」を安全重要度の評価にどのように適用するのかが分からないため、潜在的危険性のレベル値が適切かどうか判断できません。例えば、劣化レベ
ルの評価値に潜在的危険性のレベルを乗じるとか加算することで安全重要度の評価値を決定するということでしょうか。
その場合、劣化事象によっては、現在の案に示されている潜在的危険性のレベルは必ずしも妥当であるとは思いません。例えば、監視領域「従業員に対する放射線安全」を考えた場合、外部被ばく
事象については、固体か液体等で危険レベルは決まるのではなく放射能や放射線の種類、強度に依存します。
なお、弊社の使用施設では、核燃料物質等の雑多な試験研究を実施しているため工程を一通りに－

・質問１について、現状のままでよ
いが、将来的には必要である。

1

自由意見

９月１５日面談時等のご意見

多種多様な核燃料物質の状態が存在する使 ・ハザードマップの記載例に使用施用施設は、核燃料物質の取扱量が少量であっ 設の案も入れてもらいたい。
ても再処理工場や MOX 燃料工場と同等にリ ・取扱量も評価に考慮してもらいた
スク評価されるか確認させていただきたい。 い。
①人と環境へ与えるリスク（資料 P.13）で、 質問の回答と同様
数値的な管理値、目安が欲しい。
②使用施設のハザードマップ記載例も追加してほしい。
③資料 P.13 の表が、横軸（評価結果）にパ
フォーマンス劣化レベルと重要度評価レベ
ル（規制の対応レベル）が一緒に記載されているため、分かり難い気がします。
パフォーマンス劣化レベルは、リスクの高低に依存しない、重要度評価レベルは、パフォーマンス劣化レベルとリスクレベルとの両要素を考慮して決定されるものと考えています。
例えば、ｘ軸にパフォーマンス劣化レベル、ｙ軸にリスクレベル、ｚ軸に重要度レベルとして表現できないでしょうか。（一つの表では難しいかも知れませんが）また、使用施設に関して、「使用施設」と「使用施設（Pu、高濃縮 U のみ）」が同じリスクレベルに記載されていますが、これは 2 ページに示す表と整合性が取れておりません。これは資料 P.13 の表では、うまく表現できな
いためであると考えます。

6

使用施設

－

－

示すことは困難ですが、大きく分けると、核燃料受入・払出、核燃
料使用、核燃料貯蔵、廃棄物保管(放出)のようにする案が考えら
れます。
－
－

7

使用施設

２

－

試験炉の回答欄（No.9）を参照

試験炉の回答欄（No.9）を参照

試験炉の回答欄（No.10）を参照

8

使用施設

２

－

良いと思われる。

－

－

9
10

使用施設
試験炉

２
２

－
－

－
どちらとも言えません。

－

11

試験炉

１

12

試験炉

２
（面談時発言より）重要度評価においては、各施設が共通のものさしをベースとして位置づけられていることが必要と考えます。例えば
下記のような切り口により、各施設の重要度を共通認識す
るのは如何でしょうか。
・照射済核燃料の取扱いの有or 無・未照射核燃料の取扱いの有or 無・施設の運転の有 or 無・廃止措置にあっては工事の有 or 無・想定事故時の公衆への影響－－

アンケート未回答、面談欠席

他の回答欄（No.29）を参照。
核燃料施設独自のリスク評価手法につい ・潜在的な危険性のレベルの潜在的ては、大規模な再処理工場から小規模な研究 とはどういうことか。
開発施設まで幅が広く、一概に必要/不要の ・潜在的な危険性のレベルにおい判断は難しいと感じる。
て、臨界は質量や寸法などにしきい「核燃料施設の ROP について」ですが、評 値があるので、違和感がある。
価に用いるリスクは「人と環境へ与える影響 ・パフォーマンスの劣化は人の行いのリスク」とある。その上で、核燃料物質の のみではないのか。設備が含まれて潜在的な危険性に着目とある。この「潜在的」 いるのはおかしいのでは。
というのが何を意図するかあいまいに感じる。
人と環境へ与える影響は、人体に取り込んだ際の被ばく影響であり、これは核燃料物質
も RI も同様であり、潜在的危険性とは言えないのではないかと思う。そこで、臨界という概念がでてくると思いますが、放射性物質の漏洩は量に比例して被ばく影響も上がりますが、臨界は臨界量という閾値があり、臨界安全設計がされているまたは臨界量以下しか取り扱わない機器や工程において、漏洩と同等に臨界のリスクが上がると仮定するのは、違和感がある。
臨界の概念を見直し、被ばく影響の観点からみると、気体や粉末のリスクが高くなるのではとも思う。
下記の様に考えます。
－
・全ての施設について網羅している
・このような検討は、継続されるのか疑問であるため、１である。
とよいと思う。
・各施設について共通のものさしが・資料中の、
「極高」
「高」
「中」
「低」
必要。
が、前述した「共通のものさし」
・燃料の有無や公衆への影響の有無
による結果であれば、その考え方も評価に入れてほしい。
をガイドに反映いただきたいと・試験炉のハザードマップの記載例
考える。
も欲しい。

－

2

・回答のしようがなかった。
・２の理由としては、うちの施設に

13

試験炉

14

試験炉

２
－
ただし、附属書９全体、附属書９の「核燃料施設
等の原子力安全に係る検査指摘事項の評価をする場合」について記載
されている定性的な判断基準による重要度評
価は今後、主に臨界の観点から検討が必要と考
えられる。
２
－

15

試験炉

２

－

16

試験炉

２

17

試験炉

18
19
20

主に臨界について、危険性のレベ －ルにはそぐわない点が多々ある。
具体的には、形状管理や取扱い量の制限により、臨界にならないよ
うにあらかじめ設計されている。
その他、リスク、ハザードの考え方についてよく分からない。

は必要ないが、核燃料施設全体では必要と思う。
・ハザードマップのビジョンは？
・ハザード評価が赤’の場合の最終的な評価結果に至る過程が分からな
い。
・臨界については、取扱い量の制限があり、危険性のレベルの表には違和感がある。

－

・危険性のレベルを用いた工程ごとの重み付けのやり方について、かな
りオーバースペックに見受けられ、試験炉等も実用炉と同じ評価をすると書いてあるように見える。
・量の概念が欠落している。
・定性的リスク評価を用いることは大賛成だが、その手法については、提示されているのはあくまで 1 例で、その考え方自体は、一つの考え方であると思う。もう少し検討・研究が必須ではないかと考える。

本施設は廃止措置中の原子炉施設で、核燃料はありませんので現状のままでも良いかと思うが、運転中の核燃料施設等ではリスク評
価手法を構築することは必要かと思う。

本施設は廃止措置中の原子炉施設
で、核燃料はありませんので現状のままでも良いかと思うが、運転中の核燃料施設等ではリスク評価手法を構築することは必要かと思う。

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かなりオーバースペックに見受けられます。
試験炉等も実用炉と同じ評価をすると書いてあるように見えます。
量の概念（潜在的危険性のレベルに応じた重み付け）が欠落しています。
定性的リスク評価を用いることは大賛成ですが、その手法については、提示されているのはあくま
で 1 例で、その考え方自体は、一つの考え方であるとは思います。
もう少し検討・研究が必須ではな
いかと考えます。
当事業所は、原子炉用核燃料を搬出し、炉内構造物の解体を終え、放射性固体廃棄物の保管管理を実施している廃止措置第２段階
終盤の施設です。
核燃料物質の潜在的危険性のレベルを用いた工程ごとの重み付のやり方は、本施設は適用対象外
ですが、良い方法だと思います。
このような会合の知見を基にして、原子炉施設の保安活動に努めていきたいと思います。
良いと思われる。

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２

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他の回答欄（No.29）を参照。

廃棄物管 １
理
廃棄物管 ２
理加工施設 １
（ウラン
燃料）

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他の回答欄（No.30）を参照。

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他の回答欄（No.29）を参照。

リスクは事象の発生頻度と影響の大きさの積と考えると、影響の大きさが実用炉と大きく異なる施設に対して実用炉と同じ手法を用いるには、影響の大きさの違いについて整取り扱う物質の性状に応じた潜
在的な危険性に基づくレベルは、工程の潜在的な影響の大きさを表していると考える。また、量の概念も加えたほうがよいのではないかと考える。分析工程で少量

２０２０年３月１８日の面談資料（P.18）には、人と環境へ影響が発生する前の状態であっても改善することが望ましいもの（例：危険性のレベルが高いもの）という視点が記載
されています。これに関して質問ですが、この視点においては、単に工程の危険性のレベ

・定性的な評価だけでは不十分と思う。安全上重要な施設かどうかで分けてはどうか。
・取り扱う核燃料物質の量の概念も必要である。
・起こりうる影響も考慮することが3

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加工施設 ２（ ウ ラ ン （面談時発言より）
燃料）

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加工施設 ２
（ウラン
燃料）

23

加工（濃 ２
縮）理する必要があると考える。 のサンプルを取り扱うのと、製造この施設による影響の大きさ 工程で同じ性状のウランを取りの違いが附属書９にはないの 扱うのでは、潜在的危険性のレベではないかと考える。例えば、 ルは異なると考える。
安全上重要な施設を持たない パフォーマンス劣化の程度とし施設で、深層防護に関する設 ては、重要度評価ガイドの附属書
備に安全上の問題が生じたと ９を参考になると思うが、リスクしても、リスクへの影響は実 が小さい施設では深層防護を実用炉に比べると非常に小さく 用炉ほど必要としていないので、なる。
その辺りは考慮する必要がある
核燃料施設他では発生する事 のではないかと考える。
象に差（臨界、放射性物質の漏えい、放射線の漏えい）があり、その影響の大きさにも差がある。評価対象となる事象
又は施設区分ごとに、影響の大きさの違いを考慮する係数を設定し、評価に反映することができれば、リスクに応じた重要度評価に近づくのではないかと考えるが、リスクの低い施設に対し、複雑な手順を設けるのは合理的ではない
と考える。
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以下の理由により、良いと考える。

ルだけで判断するのでなく、影響し得る範囲・起こり得る事象を特定のうえ、「人と環境への影響度」を計算することもあると理解してよろしいですか？
また、危険性のレベルが低い工程について
は、事業者の CAP 活動の状況を監視していくと理解してよろしいでしょうか？

－・リスクの小さな施設は、今のままでよい。
・ハザードマップ作成のための危険性の要素をもっと充実させるべき。
新検査制度では、米国の ROP（発電所の監視 ・核燃料施設のリスク評価においてシステム）を核燃料施設に適用するに当たっ は、設備の故障率の評価を行っていては、リスク情報活用にグレーデッドアプロ る例が少なく、誤差が大きい。
ーチを考慮することが必要であると考える。 ・本日説明のあった評価結果の範囲
設工認のない米国では、核燃料施設の定量的 について了承できる。
なリスク評価手法として ISA を用いた規制が確立してきていますが、日本ではリスクの程度には関係なく詳細設計の設工認が行われ、その審査の中で施設の安全性を確認いた
だいていると認識している。

各機器のリスクを定量的に評価するに当たっては、事故発生時の影響の程度(潜在的危険性のレベル)に、その事故を防止するための安全機能の故障率を掛け合わせることによって評価する手法が一般的と考える。核燃料施設の場合、元々の潜在的危険性のレベ
ルが低いことに対して、安全機能の故障率は不確かさが大きく、これは故障率評価の実績が少ない
ことに起因する。定量的なリスク評価を行うためには、手法の整
備、データの整備、実施体制の整備がなければ、誤ったリスク評価
を導くことが考えられるため、事故を発生することを前提とした評価、すなわち各々の機器及び工程がもつ潜在的な危険性のレベ
ルのみに着目した附属書９に記載の定性的なリスク評価でよい
と考える。
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4

必要である。
・下記リンクにある核燃料施設に係るハザード評価との整合性を見たらどうか。
第 14 回原子力災害事前対策等に関する検討チーム資料（平成 28 年 07
月 28 日）のハザード評価
https://warp.ndl.go.jp/info:ndlj
p/pid/11402581/www.nsr.go.jp/dis
closure/committee/yuushikisya/pre_taisaku/00000067.html
結果として、ハザード評価においてはウランを不定形状（粉末他）又は不定性状（物理的・化学的工程）で取り扱うものを対象としており、規制庁が作成したハザードマップの大小と矛盾していないと考える。

他の回答欄（No.29）を参照。

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29

30

加工（濃 １
縮）加工（MOX） １
再処理施 ２設
再処理施 １設
研開炉
２
二種埋設、 ２
使用施設、
試験炉、廃
棄物管理、
加工（濃
縮）、再処
理施設、研
開炉
二種埋設、 １
廃棄物管
理、加工施
設（濃縮、
MOX）、再処
理施設

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他の回答欄（No.30）を参照。

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他の回答欄（No.30）を参照。
他の回答欄（No.29）を参照。

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他の回答欄（No.30）を参照。

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他の回答欄（No.29）を参照。
工程ごとの重み付けは必要であり、その手法 質問の回答と同様についても概ね良いと思われるが、この重み付けを基に実際の検査の現場でどのような重要度評価を行うかについては今後検討を重ねる必要があると考える。

（不十分な点）（良い点）－
当社資料の 4 ページに示した 当社資料の 10 ページに示したととおり、定性的評価手法（点数 おり、核燃料物質等の種類と性状評価手法）の 3 つの指標は炉心 に応じた潜在的な危険性の重み
損傷を念頭に設定され、リス 付けとして、グレーデッドアプロ
ク（事故発生頻度×事故影響） ーチが考慮されている。
のうち事故発生頻度のみが考慮されており、核燃料施設等 （課題）の特徴（
「発電炉と比較して事当社資料の 12 ページに示した故による環境への影響は小さ とおり、核燃料物質等の濃度や量い」、「事故の種類により環境 が考慮されていないため、必要にへの影響は大きく異なる」）が 応じて精緻な評価が必要と考え考慮されていない。
る。
（こうあるべきとのイメー
ジ）
当社資料の 5～13 ページに、グ
レーデッドアプローチが適用され、かつ客観性が確保されるべきという当社の考えるイ
メージを具体案とともに示している。

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質問の回答と同様