検査制度見直しに関する原子力事業者等との面談資料
令和３年５月２８日
原子力規制庁検査監督総括課

第６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３年６月４日（金） １４：３０～１８：００
２．場 所 原子力規制委員会 １３階 Ｂ・Ｃ・Ｄ会議室
３．議 題
＜第１部＞
議題１ 令和２年度の振り返りと今後の計画① 令和２年度第４四半期の原子力規制検査の実施状況② 令和２年度総合的な評定及び令和３年度検査計画③ 原子力事業者からの意見
議題２ ガイド類の見直し① ガイド類の改正の方向性（第２段階）② 検査報告書案に対する意見聴取プロセス
議題３ 各事業者における CAP システムの運用状況① 九州電力株式会社② 関西電力株式会社＜第２部＞
議題４ 核燃料施設等の重要度評価手法について
４．配布資料
資料１－１
資料１－２
資料１－３
資料１－４
資料１－５

令和２年度第４四半期の原子力規制検査の実施状況（原子力規制庁）
令和２年度総合的な評定及び令和３年度検査計画（原子力規制庁）○○○○○○○○
検査制度及び運用の改善に関する検討スケジュール（原子力規制庁）
新検査制度における事業者の取組み状況の振り返りについて（原子力エネ
ルギー協議会）

資料２－１ 原子力規制検査に関するガイド類の見直しについて（原子力規制庁）
資料２－２ ガイド類の改正の方向性（第２段階改正の案）（原子力規制庁）
資料３－１ 改善措置活動（ＣＡＰ）の運用状況（九州電力株式会社）
資料３－２ ＣＡＰシステムの運用状況について（関西電力株式会社）
資料４

重要度評価（簡易評価）の試運用について（原子力規制庁）- 1 -資料１－４
原子力規制庁検査監督総括課

検査制度及び運用の改善に関する検討スケジュール

２０２１年度タスク
4
原子力規制委員会
検査制度に関する意見交換会合

第１ 四半期
5
6
7▼報告（四半期）▼報告（総合的な評定）▼第６回

制度及び運用の改善検討
1 原子力規制検査の事業者の取り組み＜新規＞(1)CAPシステムの運用状況＜事業者＞①CAPシステムの概要②１年間の運用実績③１年間の運用実績を踏まえた課題と改善④その他

第２ 四半期
8
報告（四半期）

9

10

２０２２年度以降
第３ 四半期
11
報告（四半期）

121

第４ 四半期
2
報告（四半期）

3
報告（四半期）報告（総合的な評定）（年４回程度）▼関電、九電＜事業者＞CAPシステムの運用状況（各回２～３社（電力会社から順次））(2)自主ＰＩの取組状況＜事業者＞※3.(4)と関連＜事業者＞自主ＰＩの取組状況（適宜、取組状況の確認）

2 原子力規制検査の運用状況の確認①原子力規制検査の四半期報告②原子力事業者からの意見▼第４四半期報告
四半期報告（四半期ごと）③総合的な評定3 当面の課題(1)検査制度を継続的に改善する仕組み
ａ．継続的な改善の運用▼令和２年度総合的な評定▼令和３年度総合的な評定【中長期】制度の継続的改善に係る自己評価指標の設定（検査制度に係るﾊﾟﾌｫｰﾏﾝｽ指標、制度目的の達成度）▼ガイド案の提示（第２段階）
課題と改善案
令和2年度
改善の検討

インプット情報※の収集、評価（適宜、意見交換会合等で収集）

改善の検討

継続的な改善の運用※①検査官からの直接的意見、②本庁による現場調査等、③事業者からの直接的意見、④第３者からの意見（学協会等）、⑤海外等情報、⑥原子力安全に係る新知見等

ｂ．検査官の意識調査

課題と改善案
令和2
年度(2)核燃料施設等の重要度評価手法
ａ．核燃SDP 再処理、加工・試験研究炉

検査官の意識調査（目的等の見直し、アンケート等の実施、分析・評価）▼議論▼試運用の中間報告と簡易評価の修正案

ガイド類への反映

評価手法の検討／加工施設による試運用▼規制対応の上限に係る議論
他施設の検討(3)ＰＲＡモデルの活用拡大
ａ．レベル1 PRA 適切性確認
柏崎刈羽７、高浜３／４、川内１／２ほか（適宜、確認状況の報告）＜事業者＞PRA適切性確認における指摘事項等の取組状況の確認（適宜、確認状況の報告）
ｂ．レベル1.5PRA 適切性確認
大飯３／４、玄海３／４（適宜、確認状況の報告）
ｃ．リスク評価の範囲拡大
溢水、地震等の外的事象にかかるリスク評価手法の検討（適宜、確認状況の報告）(4)横断領域
ａ．原子力規制検査での横断領域の取扱い(5)執務環境の改善
ａ．外部有識者の方による現場視察【中長期】原子力規制検査での横断領域の取扱い※NRCの検討状況を踏まえる

NRCの検討状況
課題と改善案
外部有識者の方による現場視察、意見交換、課題の抽出

改善の検討(6)検査に係る技術的事項の認識共有
必要に応じて、検査に係る技術的事項について議論(7)関係者とのコミュニケーションのあり方※新たな仕組みへ移行するまで、既存の仕組みで関係者とのｺﾐｭﾆｹｰｼｮﾝを継続

関係者とのコミュニケーションのあり方の検討

原子力学会WGとの連携(1)原子力学会WGの状況＜原子力学会＞検査制度の効果的な実施に関する検討WGとの連携（適宜）- 2 -資料２－１

原子力規制検査に関するガイド類の見直しについて
令和３年６月４日
原 子 力 規 制 庁
検査監督総括課
１．ガイド類の改正の方向性（第２段階改正の案）
主に運用の明確化の観点で改正するガイド類（１）原子力規制検査等実施要領（NPK0001）①検査報告書の案に対して、事業者からの意見を聴取する手続を明確化（3.3 検査報告書の作成）②安全実績指標について、建設中などで報告すべき安全実績指標がない施設から積極的に報告を求めないとする運用の明確化（2.2 安全実績指標等の確認・評価等、表６－１、表６－２）（２）共通事項に係る検査運用ガイド（GI0001）①検査報告書の案に対して、事業者からの意見を聴取する手続を明確化（7.1 基本検査結果の報告等）（３）原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（GI0002）①検査報告書の案に対して、事業者からの意見を聴取する手続を明確化（5.3 報告書の公表）②検査継続案件として報告書に記載する事案の対象を明確化（別添２、別添
３）（４）重要度評価等の事務手順運用ガイド（GI0009）※①SERP 予備会合等で使用した資料および議事概要について、どの部門が担当するかを定め、行政文書を保存する手続を明確化（2 検査指摘事項の重要度評価）②SERP 予備会合に関して重要度評価ガイドとの整合（2.1 SERP 予備会合の実施及び重要度評価書の項目）③SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果について、意見聴取会及び事業者より書面にて意見が提出された場合の手続の明確化（2.3 意見聴取会の実施）1- 3 -（５）供用期間中検査に対する監督（BM1050）①供用期間中検査により配管に亀裂等の有意な欠陥が検出された場合の運用を明確化（大飯３号機の配管亀裂事象に対する原子力規制委員会における議論等の反映）（5.4 破断前漏えいの成立性）（６）設計管理（BM0100）①建設又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表２検査要件まとめ表）（７）作業管理（BM0110）①放射性廃棄物の受入管理の確認について明確化（5.3 核燃料施設等に対して検査を行う際の留意事項、表２ 検査要件まとめ表）②廃棄物埋設施設の管理として、技術上の基準への適合に係る保安措置を確認する場合のサンプル数の明確化（表２ 検査要件まとめ表）（８）火災防護(3 年)（BE0021）①使用前検査等又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（９）放射線被ばくの管理（BR0010）①事業者等の安全活動の事例の追加（5.2 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項）②空気中の放射性物質濃度の監視と管理の状況の監視範囲の明確化（5.2検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項）（10）放射線被ばく評価及び個人モニタリング（BR0020）①建設段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（11）放射線被ばく ALARA 活動（BR0030）※①建設段階又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（12）空気中放射性物質の管理と低減（BR0040）※①核燃料物質等を非密封で取り扱う施設における建屋内の空調設備による空気（流体）の流れについて、現場確認時の視点を追加（5.3
2

- 4 -

現場確認

を行う際の視点）②建設段階又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（13）放射性気体・液体廃棄物の管理（BR0050）※①核燃料施設において、サンプルの対象となる核燃料施設の設備例の充実（5.1.2 核燃料施設）②設備のウォークダウンによる検査を行う際の視点として、放射性液体廃棄物について、排水し難い放射性液体廃棄物の観点を追加（5.4 設備のウォークダウンによる検査を行う際の視点）③建設段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（14）放射性固体廃棄物等の管理（BR0070）①核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を事業所外へ搬出する
場合に、輸送物の設計において経年変化を考慮する必要がある場合の視点を追加（5.4 事業所外運搬（新燃料、使用済燃料除く））（15）放射線環境監視プログラム（BR0080）※①建設段階又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（16）放射線モニタリング設備（BR0090）※①建設段階又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）（17）安全実績指標の検証（BQ0040）①核燃料施設等の検査項目ごとの合計時間について、核燃料施設等の PI の数に応じた時間とする運用を明確化（表１ 検査要件まとめ表）（18）原子力規制検査における規制措置に関するガイド（GI0004）※①ガイド名を「規制対応措置」から「規制措置」に修正（19）安全実績指標に関するガイド（GI0006）①安全実績指標の受理について、参考とするガイドラインの追加（5.1
全実績指標の受理）
3

- 5 -

安

②安全実績指標の検証について、確認の観点の明確化（6検証）

安全実績指標の（20）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）※①ガイドの構成を見直し、付属書１～９について版数管理を分ける。
②「検査指摘事項についての総合的な情報シート」の作成について、重要度評価に際し必須でないことの運用を明確化（2.1 検査指摘事項についての総合的な情報の収集、整理）③線量の評価能力に関する重要度評価について、個別の不備ではなく、事業者の総合的な線量評価能力を評価する項目であることを明記（附属書３
3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価）④白と判断される場合について、被ばくや環境に対する影響を評価できな
い等、排出管理の不備でなく評価の不備について判断する運用を明確化（附属書４ 1.2 安全重要度評価プロセス）（21）原子力規制検査において使用する事業者 PRA モデルの適切性確認ガイド（GI0010）※①事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル 1.5 PRA）の拡充（別紙１、別紙２）
記載の適正化の観点で改正するガイド類（22）検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008）※（23）自然災害防護（BE0010）（24）地震防護（BE0090）（25）事象発生時の初動対応（BQ0050）（26）非該当使用者等（BZ2010）

4

- 6 -

参考

ガイド類の見直し範囲

5
- 7 -

資料２－２

ガイド類の改正の方向性（第２段階改正の案）

原子力規制庁
検査監督総括課- 8 -別表 原子力規制検査等実施要領 新旧対照表（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力規制検査等実施要領

原子力規制検査等実施要領

令和元年 12 月

令和元年 12 月

原子力規制庁

原子力規制庁（最終改正：令和 年 月日）（最終改正：令和３年４月 26 日）

1 （略）

1（略）

2 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素

2（略）2.1 （略）

2.1（略）

2.2 安全実績指標等の確認・評価等

2.2 安全実績指標等の確認・評価等(1) （略）(1) （略）(2) 核燃料施設等※６の場合(2) 核燃料施設等※６の場合

安全実績指標は表４に示す監視領域のうち放射線安全、核物質防護とし、規則第５条の規定に基づ

安全実績指標は表４に示す監視領域のうち放射線安全、核物質防護とし、規則第５条の規定に基づき事業者から報告を受理する。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する

き事業者から報告を受理する。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する状況を検査により適時確認する。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値

状況を検査により適時確認する。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値の取得・整理に問題がないことを確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値の取得・整理に問題がないことを確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値

を表５－２に示すとおり「指摘事項（追加対応なし）」と「指摘事項（追加対応あり）」の２段階に分を表５－２に示すとおり「指摘事項（追加対応なし）」と「指摘事項（追加対応あり）」の２段階に分

類する。

類する。

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

委員会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

※６ この実施要領において「核燃料施設等」とは、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、※６ この実施要領において「核燃料施設等」とは、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管研究開発段階発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設をいう。

理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設をいう。

安全実績指標等の確認・評価等の詳細については、別途ガイドを定める。

安全実績指標等の確認・評価等の詳細については、別途ガイドを定める。

なお、全ての安全実績指標に対して安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない施設について、運用上、検査により確認の必要がないことから、規則第５条の規定に基づく報告を積極的に求める必要はない。
2.3 ～ 2.9（略）2.3 ～ 2.9（略）3 検査の実施に係る手順等

3 検査の実施に係る手順等

3.1（略）

3.1（略）

3.2 検査の実施

3.2 検査の実施

作成した検査計画に基づき、基本検査、追加検査及び特別検査を行う際には、事業者の日々の活動状作成した検査計画に基づき、基本検査、追加検査及び特別検査を行う際には、事業者の日々の活動状
1

- 9 -

況を踏まえて検査内容の詳細を設定していく必要があるため、日常検査や日々の監視、事業者会議への況を踏まえて検査内容の詳細を設定していく必要があるため、日常検査や日々の監視、事業者会議への参加等を通じて、検査前に事業者の安全活動状況及び活動予定を把握し、チーム検査の具体的な検査内参加等を通じて、検査前に事業者の安全活動状況及び活動予定を把握し、チーム検査の具体的な検査内容を設定して検査を実施する。原子力検査官は、法第 61 条の２の２第３項並びに第 68 条第１項及び第容を設定して検査を実施する。原子力検査官は、法第 61 条の２の２第３項並びに第 68 条第１項及び第２項の規定に基づく検査を、事業者又は事業者の調達先の者（以下「事業者等」という。
）が安全活動２項の規定に基づく検査を、事業者又は事業者の調達先の者（以下「事業者等」という。）が安全活動を行う場所（以下「検査場所」という。
）への立入り、必要な物件の検査、関係者に対する質問及び事を行う場所（以下「検査場所」という。）への立入り、必要な物件の検査、関係者に対する質問及び事業者から必要な試料の提出を受けての試験等を通じて、効率的かつ効果的に実施するため、必要な事前業者から必要な試料の提出を受けての試験等を通じて、効率的かつ効果的に実施するため、必要な事前準備を行った上で検査を実施する。

準備を行った上で検査を実施する。

(1)～(6) （略）(1)～(6) （略）3.3 検査報告書の作成

3.3 検査報告書の作成

四半期の間に実施した基本検査について検査報告書を作成する。検査報告書には、当該四半期に実四半期の間に実施した基本検査について報告書を作成する。報告書には、当該四半期に実施した検施した検査内容、検査指摘事項等を記載する。検査指摘事項は、その事案における問題が明確になる

査内容、検査指摘事項等を記載する。検査指摘事項は、その事案における問題が明確になるように事ように事実を客観的に記載する。追加検査及び特別検査の検査報告書は、それぞれ個別に作成する。

実を客観的に記載する。追加検査及び特別検査の検査報告書は、それぞれ個別に作成する。

検査報告書の案は原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する（核物質防護に係る検査結報告書の案は事業者に開示し、当該事業者が事実誤認等に関する意見等の陳述を希望する場合には、果報告書の案については非公表とする。）。事業者から検査報告書の案に対する事実誤認等に関する意

公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）又は書面見を聴取する場合は、原則、書面にて行う。当該意見と併せて基本検査の結果を原子力規制委員会ににて意見等を聴取する。

報告する。
4 （略）

4 （略）

図１－１、図１－２ （略）図１－１、図１－２ （略）表１－１、表１－２ （略）表１－１、表１－２ （略）

表２（略）

表２（略）

表３

表３

監視領域の分類
大分類
臨界
防止
発生
防止

製錬事業者
加工事業者
試験研究用
等原子炉設
置者

放射線
安全

原子力施設安全
閉じ込めの維持
拡大防止・
影響緩和

閉じ込め
の維持

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

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

発電用原子
炉設置者

発生
防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込め
の維持

重大事故等対処及び大規模損壊対
処

使用済燃料
貯蔵事業者

発生
防止

再処理事業
者

発生
防止
発生
防止

外国原子力
船運航者

廃棄事業者

小分類

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

大分類

非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処

非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処

監視領域の分類

臨界
防止
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

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

発電用原子
炉設置者

発生
防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込め
の維持

重大事故等対処及び大規模損壊対
処

使用済燃料
貯蔵事業者

臨界
防止

再処理事業
者

発生
防止
臨界
防止

製錬事業者

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

従
業
員
に
対
す
る
放
射
線
安
全

加工事業者
試験研究用
等原子炉設
置者
外国原子力
船運航者

核物質防
護

非常時の対応

廃棄事業者

2- 10 -

原子力施設安全小分類

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

放射線
安全

核物質防
護

従
業
員
に
対
す
る
放
射
線
安
全

核物質防
護

非常時の対応非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処
非常時の対応

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

発生
防止

使用者※
核原料物質
を使用する
者

拡大防止・
影響緩和

閉じ込め
の維持

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

閉じ込めの維持

臨界
防止

使用者※
核原料物質
を使用する
者

－

拡大防止・
影響緩和

閉じ込め
の維持

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

閉じ込めの維持－※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※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

表４ （略）

表４ （略）

表５－１、表５－２ （略）表５－１、表５－２ （略）表６－１ 対応区分（実用発電用原子炉施設）

表６－１ 対応区分（実用発電用原子炉施設）

区分
施設の状
態

評価基準

項目

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

全ての安全実績指標が緑※１であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査
指摘事項がある場合においてその全ての評価が
緑のとき

（略）

（略）

・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている※２又は、・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・黄が２以上又は赤が１生じて
いる

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候
の特定

（略）

（略）

区分
施設の状
態

評価基準

項目

第１区分

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

全ての安全実績指標が緑であって、かつ、検査
指摘事項がない
場合又は検査指摘事項がある場
合においてその全ての評価が緑
のとき

（略）

（略）

・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている※又は、
・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・黄が２以上又は赤が１生じて
いる

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、関連する検査項目を選定 QMS
要素の中から
追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候
の特定

（略）

（略）

検査対応

検査対応
視点等

第１区分

視点等

規則：原子力規制検査等に関する規則

規則：原子力規制検査等に関する規則※１ 全ての安全実績指標に対して安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含める。
※２ 「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場合をいう。

※「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）の劣化が生じている状態
で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場合をいう。

3- 11 -

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）
区分

第１区分

評価基準

指摘事項（追加対応なし）※１
又は検査指摘事項がない場合

施設の状
態

第２区分

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）
第３区分

第４区分

指摘事項
（追加対応あり）※２
各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に軽微な劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に中程度の劣化がある状
態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に長期間にわたる又は重大な劣化がある状態

・追加検査はなし・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項１号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査

・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特定・事業者の是正
処置の状況を
確認する
検査対応
視点等

監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容されな
い状態

区分

第１区分

評価基準

指摘事項（追加対応なし）
又は検査指摘事項がない場合

施設の状
態

第２区分

第３区分

第４区分

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に軽微な劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に中程度の劣化がある状
態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安
全活動に長期間にわたる又は重大な劣化がある状態

・追加検査はなし・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項１号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本
検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査・事業者の是正
処置の状況を確認する・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、関連する検査項目を選定QMS 要素の中から追加検査項
目を選定
・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特
定

項目

視点等

第５区分

指摘事項※
（追加対応あり）

各監視領域における活動目的は満足しており、事
業者の自律的な改善が見込める
状態

検査対応

各監視領域における活動目的は満足しており、事
業者の自律的な改善が見込める
状態

項目

第５区分

規則：原子力規制検査等に関する規則※１ 全ての安全実績指標に対して安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含める。
※２ 指摘事項（追加対応あり）については、重要度評価・規制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。

規則：原子力規制検査等に関する規則

表７ （略）

表７ （略）

表８－１、表８－２（略）表８－１、表８－２（略）

監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容されない状態※指摘事項（追加対応あり）については、重要度評価・規制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- 12 -

共通事項に係る検査運用ガイド（新旧対照表）1- 13 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

改正理由

共通事項に係る検査運用ガイド

共通事項に係る検査運用ガイド（GI0001_r2）（GI0001_r1）

改正に伴う修正

原子力規制庁

原力規制庁

記載の適正化（誤原子力規制部

原子力規制部記）

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 目的 ................................................................................ 2

1 目的 ................................................................................ 2

2 検査の概要 .......................................................................... 2

2 検査の概要 .......................................................................... 2

2.1 関係者の役割 ...................................................................... 2

2.1 関係者の役割 ...................................................................... 22.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度 ........................................ 42.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度 ........................................ 43 検査の計画 .......................................................................... 93 検査の計画 .......................................................................... 94 検査の実施 .......................................................................... 10

4 検査の実施 .......................................................................... 104.1 検査準備 .......................................................................... 104.1 検査準備 .......................................................................... 104.2 検査運用ガイド活用の考え方 ........................................................ 104.2 検査運用ガイド活用の考え方 ........................................................ 10

4.3 フリーアクセス .................................................................... 10

4.3 フリーアクセス .................................................................... 10

4.4 インタビュー ...................................................................... 12

4.4 インタビュー ...................................................................... 12

4.5 サンプル数 ........................................................................ 12

4.5 サンプル数 ........................................................................ 12

4.6 気付き事項の評価 .................................................................. 13

4.6 気付き事項の評価 .................................................................. 13

4.7 会議の開催 ........................................................................ 14

4.7 会議の開催 ........................................................................ 14

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間 .............................................. 15

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間 .............................................. 15

5 検査報告書の作成 .................................................................... 18

5 検査報告書の作成 .................................................................... 18

6 深刻度の評価及び規制措置の立案 ...................................................... 18

6 深刻度の評価及び規制措置の立案 ...................................................... 18

7 検査結果の取りまとめ ................................................................ 18

7 検査結果の取りまとめ ................................................................ 18

7.1 基本検査結果の報告等 .............................................................. 18

7.1 基本検査結果の報告等 .............................................................. 18

7.2 原子力規制委員会での決定 .......................................................... 18

7.2 原子力規制委員会での決定 .......................................................... 18

付録１ 用語の定義 .................................................................... 19

付録１ 用語の定義 .................................................................... 19

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視 .................................... 20

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視 .................................... 20

付録３ 動作可能性の確認 .............................................................. 22

付録３ 動作可能性の確認 .............................................................. 22

付録４ 事前調整の妥当性確認 .......................................................... 24

付録４ 事前調整の妥当性確認 .......................................................... 24

1 目的

1 目的

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規制庁長官決定）に基づき、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第制庁長官決定）に基づき、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第166 号。以下「法」という。）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査及び原子力規制検査に

166 号。以下「法」という。）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査及び原子力規制検査に※１（以下「検査」という。）の共通的な事項（検査全

関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査※１（以下「検査」という。）の共通的な事項（検査全体の流れ、実施方法、各部署の役割など）について定めたものである。基本検査、追加検査及び特別検査

体の流れ、実施方法、各部署の役割など）について定めたものである。基本検査、追加検査及び特別検査の具体的な実施方法、検査内容等については、それぞれのガイドに定める。

の具体的な実施方法、検査内容等については、それぞれのガイドに定める。

関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査2- 14 -

※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計若検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計若

しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事業所

しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の検査及び関係者への質問

への立入り、物件の検査及び関係者への質問

2 検査の概要

2 検査の概要

2.1 関係者の役割

2.1 関係者の役割

関係者の役割は、以下のとおりとする。

関係者の役割は、以下のとおりとする。

(1) 検査監督総括課（検査評価室を含む。）(1) 検査監督総括課（検査評価室を含む。）

・原子力規制検査に係る各種法令及び規程、原子力規制検査業務システム、サーベイメータ等の計測・原子力規制検査に係る各種法令及び規程、原子力規制検査業務システム、サーベイメータ等の計測器等、検査に必要なインフラ（特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係るもの器等、検査に必要なインフラ（特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係るものを除く。
）について整備し、制度の運用に合わせて改善する。その際には、必要に応じて人事課地を除く。
）について整備し、制度の運用に合わせて改善する。その際には、必要に応じて人事課地方事務所班、情報システム室等と連絡調整を行う。

方事務所班、情報システム室等と連絡調整を行う。

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等※２にあっては、「追加対応あり」となる可・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等※２にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）について、当該検査指摘事項の取扱いに責任を有する部門と協力して、能性のある検査指摘事項）について、当該検査指摘事項の取扱いに責任を有する部門と協力して、所定のガイドに従って重要度評価及び深刻度評価を実施する。

所定のガイドに従って重要度評価及び深刻度評価を実施する。

・原子力検査官（以下「検査官」という。
）同士の情報共有の場を設置する。

・原子力検査官（以下「検査官」という。）同士の情報共有の場を設置する。

・原子力安全人材育成センターと協力して検査官の資格に係る教育・訓練（OJT を含む。
）を統括す

・原子力安全人材育成センターと協力して検査官の資格に係る教育・訓練（OJT を含む。
）を統括す

る。

る。

※２ 製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済※２ 製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済

燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質

燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設の使用に係る施設(2) 実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門（以下「担当監視部門」という。
）(2) 実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門（以下「担当監視部門」という。）

・基本検査のうち、原子力規制事務所（以下「事務所」という。
）が行う日常検査を総括する。また、・基本検査のうち、原子力規制事務所（以下「事務所」という。
）が行う日常検査を総括する。また、実用炉監視部門は運転管理（炉心管理及び運転員能力）、核燃料施設等監視部門は運転管理（燃料実用炉監視部門は運転管理（炉心管理及び運転員能力）、核燃料施設等監視部門は運転管理（燃料体管理（運搬・貯蔵））及び放射線管理（放射線固体廃棄物等の管理）に係るチーム検査※３を行う

体管理（運搬・貯蔵））及び放射線管理（放射線固体廃棄物等の管理）に係るチーム検査※３を行うとともに、追加検査及び特別検査を実施する。

とともに、追加検査及び特別検査を実施する。

・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

・担当監視部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・担当監視部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・担当監視部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する・担当監視部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

・事務所との日常の情報共有の場を設置運営し、事務所からの報告に対し、必要な指示・支援を行う。

・事務所との日常の情報共有の場を設置運営し、事務所からの報告に対し、必要な指示・支援を行う。

事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原3- 15 -

子力規制部検査グループ内で共有する。

子力規制部検査グループ内で共有する。

・事故対処室や審査グループとの連携も図りつつ事業者等の安全活動の監視を行う。

・事故対処室や審査グループとの連携も図りつつ事業者等の安全活動の監視を行う。

・検査官の教育・訓練（OJT を含む。
）を専門検査部門及び原子力安全人材育成センターと協力して・検査官の教育・訓練（OJT を含む。）を専門検査部門及び原子力安全人材育成センターと協力して

実施する。

実施する。

(3) 専門検査部門(3) 専門検査部門

・チーム検査※３（担当監視部門が行うチーム検査以外のもの）を実施する。その際、本部門の管理

・チーム検査※３（担当監視部門が行うチーム検査以外のもの）を実施する。その際、本部門の管理職

職は当該分野での技術的知見を有する検査官等をチーム長として指名し、チーム構成を決める。

は当該分野での技術的知見を有する検査官等をチーム長として指名し、チーム構成を決める。定期

定期事業者検査については、日常検査で実施するものも含め、全体を統括する。

事業者検査については、日常検査で実施するものも含め、全体を統括する。

・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。
）

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びにがあると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

・チーム検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原子力規制部検査グ
ループ内で共有する。

・チーム検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原子力規制部検査グ
ループ内で共有する。

・担当監視部門及び事務所が行う検査及び監視活動を技術的に支援する。

・担当監視部門及び事務所が行う検査及び監視活動を技術的に支援する。

・検査官の教育・訓練（OJT を含む。
）を担当監視部門及び原子力安全人材育成センターと協力して・検査官の教育・訓練（OJT を含む。）を担当監視部門及び原子力安全人材育成センターと協力して

実施する。

実施する。

※３

※３

チーム検査は、それぞれの検査ごとに実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門／専門検

チーム検査は、それぞれの検査ごとに実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門／専門検査部門（以下「担当部門」という。
）が責任を持って実施するが、必要に応じて、他部門及査部門（以下「担当部門」という。
）が責任を持って実施するが、必要に応じて、他部門及び事務所に所属する検査官がチーム長及びチーム員を構成することは可能である。こうしび事務所に所属する検査官がチーム長及びチーム員を構成することは可能である。こうしたチームメンバーの構成等は、各部門の管理職間で調整する。

たチームメンバーの構成等は、各部門の管理職間で調整する。

(4) 放射線防護グループ核セキュリティ部門
・核物質防護に係る検査を実施する。同検査に係る文書等の整備、検査指摘事項の重要度評価及び深刻度評価を行う。
・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

(4) 放射線防護グループ核セキュリティ部門
・核物質防護に係る検査を実施する。同検査に係る文書等の整備、検査指摘事項の重要度評価及び深刻度評価を行う。
・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

(5) 事務所(5) 事務所

・基本検査のうち日常検査を実施する。特定した検査指摘事項については、「緑」を超える可能性（核・基本検査のうち日常検査を実施する。特定した検査指摘事項については、「緑」を超える可能性（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性）の判定を行い、担当監視部門にその内容

燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性）の判定を行い、担当監視部門にその内容
4- 16 -

を報告する。
・本庁からの求めに応じて、チーム検査（核物質防護措置に係る検査を含む）に参加するほか、特定の内容について検査を実施する。

を報告する。
・本庁からの求めに応じて、チーム検査（核物質防護措置に係る検査を含む）に参加するほか、特定の内容について検査を実施する。

・原子力施設の状況及び事業者等の安全活動の状況並びに検査官の活動状況を日常的に担当監視部

・原子力施設の状況及び事業者等の安全活動の状況並びに検査官の活動状況を日常的に担当監視部門に報告する（核物質防護措置に影響する可能性があるものは適宜、核セキュリティ部門に報告す

門に報告する（核物質防護措置に影響する可能性があるものは適宜、核セキュリティ部門に報告する。
）。また、巡視や日常検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項をる。）。また、巡視や日常検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、速やかに担当監視部門に報告し、適宜、指示や技術的な助言等の支援を受ける。

特定した場合は、速やかに担当監視部門に報告し、適宜、指示や技術的な助言等の支援を受ける。

2.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度

2.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度(1) 検査で確認する範囲(1) 検査で確認する範囲

a. 直接的な確認対象

a. 直接的な確認対象

直接的な確認対象は、法第 61 条の２の２に規定されている以下の事項であって、原子力規制

直接的な確認対象は、法第 61 条の２の２に規定されている以下の事項であって、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）第２条で「安全活動」と定義され検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）第２条で「安全活動」と定義されるものの実施状況である。

るものの実施状況である。

(a) 使用前事業者検査（使用施設においては使用前検査）及び定期事業者検査の実施状況（日常(a) 使用前事業者検査（使用施設においては使用前検査）及び定期事業者検査の実施状況（日常検査及びチーム検査）(b) 原子力施設の維持並びに核原料物質及び核燃料物質の使用に係る技術上の基準の遵守状況

検査及びチーム検査）(b) 原子力施設の維持並びに核原料物質及び核燃料物質の使用に係る技術上の基準の遵守状況（日常検査及びチーム検査）(c) 保安規定（放射能濃度測定含む）、核物質防護規定、廃止措置計画又は閉鎖措置計画に従って（日常検査及びチーム検査）(c) 保安規定（放射能濃度測定含む）、核物質防護規定、廃止措置計画又は閉鎖措置計画に従って事業者等が講ずべき措置の実施状況（日常検査及びチーム検査）事業者等が講ずべき措置の実施状況（日常検査及びチーム検査）(d) 防護措置の実施状況（チーム検査）(d) 防護措置の実施状況（チーム検査）(e) 原子力施設及び核燃料物質等の工場等の外における廃棄に係る保安のために必要な措置の実(e) 原子力施設及び核燃料物質等の工場等の外における廃棄に係る保安のために必要な措置の実

施状況（日常検査及びチーム検査）

施状況（日常検査及びチーム検査）(f) 核燃料物質等の工場等の外における運搬に係る保安のために必要な措置（特定核燃料物質を(f) 核燃料物質等の工場等の外における運搬に係る保安のために必要な措置（特定核燃料物質を含むときは、保安及び核物質防護のために必要な措置）の実施状況（日常検査及びチーム検査）含むときは、保安及び核物質防護のために必要な措置）の実施状況（日常検査及びチーム検査）

b. 間接的な確認対象

b. 間接的な確認対象

事業者等の安全活動に影響しうる活動として、直接的な確認対象に付随するものとして、例え事業者等の安全活動に影響しうる活動として、直接的な確認対象に付随するものとして、例えば以下のものが挙げられる。ただし、これらに限定するものではなく、検査官は、これら以外のば以下のものが挙げられる。ただし、これらに限定するものではなく、検査官は、これら以外の活動であっても、原子力の安全に影響する可能性があると考えるものについて確認する。

活動であっても、原子力の安全に影響する可能性があると考えるものについて確認する。

(a) 原子力規制委員会が承認していない民間規格等に基づく事業者等の安全活動（日常検査及び(a) 原子力規制委員会が承認していない民間規格等に基づく事業者等の安全活動（日常検査及びチーム検査）(b) 事業者等の安全活動に係る他法令の遵守状況（消防法、労働安全衛生法、建築基準法等）（日

チーム検査）(b) 事業者等の安全活動に係る他法令の遵守状況（消防法、労働安全衛生法、建築基準法等）（日

常検査及びチーム検査）(c) 安全性の向上のための評価等のうち、原子力施設等の維持のために必要な措置の実施状況

常検査及びチーム検査）(c) 安全性の向上のための評価等のうち、原子力施設等の維持のために必要な措置の実施状況（「a.直接的な確認対象」の(e)に相当する部分）（日常検査及びチーム検査）（「a.直接的な確認対象」の(e)に相当する部分）（日常検査及びチーム検査）

こうした確認には専門的知識を必要とする場合があり、検査官は本庁の支援を得ることが必要

こうした確認には専門的知識を必要とする場合があり、検査官は本庁の支援を得ることが必要である。基本的には、本庁の各担当部門に相談し、そこを経由して、審査グループ、技術基盤グである。基本的には、本庁の各担当部門に相談し、そこを経由して、審査グループ、技術基盤グ

ループ等から必要な助言を受けることとするが、直接専門知識を有する職員に連絡して助言を受

ループ等から必要な助言を受けることとするが、直接専門知識を有する職員に連絡して助言を受けても構わない。

けても構わない。
5- 17 -

（解説１）（解説１）

事業者等は、ASME、JIS 等原子力規制委員会が承認していない民間規格等又は他法事業者等は、ASME、JIS 等原子力規制委員会が承認していない民間規格等又は他法

令の規制基準を根拠又は準拠として設計等を行う場合もあり、こうした活動を検査令の規制基準を根拠又は準拠として設計等を行う場合もあり、こうした活動を検査

気付き事項としてとらえ評価する際には、こうした設計等が法の規制要求に適合し気付き事項としてとらえ評価する際には、こうした設計等が原子炉等規制法の規制

記載の適正化（誤ているかという観点で確認することが必要になり、審査グループや技術基盤グルー要求に適合しているかという観点で確認することが必要になり、審査グループや技記）

プの支援が必要になると考えられる。

術基盤グループの支援が必要になると考えられる。

また、直接的には原子力安全に関連しないものでも、事業者等の安全活動の適切

また、直接的には原子力安全に関連しないものでも、事業者等の安全活動の適切性を確認するために必要となる情報もある。

性を確認するために必要となる情報もある。

（例１）事業者等の超勤管理：運転員の人的過誤が散見されるため、勤怠状況等を確（例１）事業者等の超勤管理：運転員の人的過誤が散見されるため、勤怠状況等を確認し、体制の観点で適切な要員配置等がなされているか（人員不足など）などを確認し、体制の観点で適切な要員配置等がなされているか（人員不足など）などを確

認する場合

認する場合

（例２）管理区域への入退域記録：放射線管理の観点に加え、所定の管理区域内の巡（例２）管理区域への入退域記録：放射線管理の観点に加え、所定の管理区域内の巡視が適切に行われているかを確認する場合

視が適切に行われているかを確認する場合

（解説２）

（解説２）

原子力規制庁では、他省庁等との連携を進めているところであり、連携に係る文

原子力規制庁では、他省庁等との連携を進めているところであり、連携に係る文書がある場合はそれに従う。

書がある場合はそれに従う。

こうした文書がない場合についても、必要に応じて関係機関へ事実関係を連絡す

こうした文書がない場合についても、必要に応じて関係機関へ事実関係を連絡することとし、相互に効率的な対応となるよう調整する。事務所において当該関係機ることとし、相互に効率的な対応となるよう調整する。事務所において当該関係機

関とつながりがない場合は、本庁経由で連絡することとする。

関とつながりがない場合は、本庁経由で連絡することとする。

（例１）火災防護のうち、消防法に係る問題（発生防止、感知・消火）（消防庁／各（例１）火災防護のうち、消防法に係る問題（発生防止、感知・消火）（消防庁／各地域の消防本部・消防署）※４

地域の消防本部・消防署）※４（例２）火災防護のうち、建築基準法に係る問題（防火戸・防火壁等の防火区画、（例２）火災防護のうち、建築基準法に係る問題（防火戸・防火壁等の防火区画、排煙設備、内装制限、非常照明等）（国土交通省／各地域の特定行政庁（建築主

排煙設備、内装制限、非常照明等）（国土交通省／各地域の特定行政庁（建築主

事）
）

事））

（例３）労働安全（特に従業員被ばく）やクレーン・ボイラーの機能検査に係る問（例３）労働安全（特に従業員被ばく）やクレーン・ボイラーの機能検査に係る問題（厚生労働省／各地域の労働局）

題（厚生労働省／各地域の労働局）（例４）事業所外運搬に係る安全上の問題（国土交通省／海上保安庁）（例４）事業所外運搬に係る安全上の問題（国土交通省／海上保安庁）（例５）刑事犯罪に係る立入等の問題（警察庁／道府県の警察本部／各地域の警察（例５）刑事犯罪に係る立入等の問題（警察庁／道府県の警察本部／各地域の警察署）

署）※４ 消防庁との間で以下の文書のやり取りをしている。なお、消防庁との連絡に※４ 消防庁との間で以下の文書のやり取りをしている。なお、消防庁との連絡については、原則、本庁において行う。

ついては、原則、本庁において行う。

原子力規制庁原子力規制部検査グループ検査監督総括課長、原子力規制庁

原子力規制庁原子力規制部検査グループ検査監督総括課長、原子力規制庁

原子力規制部規制企画課火災対策室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所と原子力規制部規制企画課火災対策室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携について（依頼）」（原規規発第 1906205 号 令和元年６月 20 日）の連携について（依頼）」（原規規発第 1906205 号 令和元年６月 20 日）

消防庁特殊災害室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携につい

消防庁特殊災害室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携について」（消防特第 26 号 令和元年６月 21 日）て」（消防特第 26 号 令和元年６月 21 日）

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(2) 検査官の関与する程度(2) 検査官の関与する程度

検査官は、原子力安全及び核物質防護への影響の程度に応じて、関与の程度を決定する。

検査官は、原子力安全及び核物質防護への影響の程度に応じて、関与の程度を決定する。

安全上重要な懸念を有する検査気付き事項を特定した場合、検査官は他に計画していた検査活動

安全上重要な懸念を有する検査気付き事項を特定した場合、検査官は他に計画していた検査活動を取りやめてでも、その事項に最優先に取り組み、十分な時間をかけて事実関係や規制要求適合性を取りやめてでも、その事項に最優先に取り組み、十分な時間をかけて事実関係や規制要求適合性等の確認を行わなければならない。その場合、上司や本庁は必要に応じて、検査官の追加投入等の等の確認を行わなければならない。その場合、上司や本庁は必要に応じて、検査官の追加投入等の対応を講じなければならない。

対応を講じなければならない。

図１及び図２に概念図を示す。

以下に概念図を示す。

記載の適正化（誤記）

図１

検査の深さ（実用発電用原子炉施設）

図

検査の深さ（実用発電用原子炉施設）

記載の適正化（誤記）

SL 評価

SDP 評価２．軽微
質問、事実確認を実施。

ｂ．検査気付き事項
質問、事実確認を実施。

３．SLⅣ（規制措置不要）
ｃ．軽微、指摘事項（追加対応なし）
事業者による法令遵守等への復帰を監視。
事業者の是正措置活動を監視。

４．SLⅢ以上、SLⅣ（規制措置不要以外）
ｄ．指摘事項（追加対応あり）
法に基づく命令等への対応状況等を監視。
追加検査により監視。

※核燃料施設等においては、SDP 評価により核燃料物質の潜在的な危険性が低く指摘事項（追加対応なし）となる
場合であっても SLⅢ以上または SLⅣ（規制措置不要以外）となる場合がある。

図２

SDP 評価１．軽微でないもの
関与しない。

ａ．検査気付き事項でないもの
関与しない。

２．軽微
質問、事実確認を実施。

ｂ．検査気付き事項
質問、事実確認を実施。

３．SLⅣ（規制措置不要）
ｃ．軽微、指摘事項（追加対応なし）
事業者による法令遵守等への復帰を監視。
事業者の是正措置活動を監視。

検査官の関与ａ．検査気付き事項でないもの
関与しない。
検査官の関与１．軽微でないもの
関与しない。

SL 評価

４．SLⅢ以上、SLⅣ（規制措置不要以外）
ｄ．指摘事項（追加対応あり）
法に基づく命令等への対応状況等を監視。
追加検査により監視。

※核燃料施設等においては、SDP 評価により核燃料物質の潜在的な危険性が低く指摘事項（追加対応なし）となる
場合であっても SLⅢ以上または SLⅣ（規制措置不要以外）となる場合がある。

検査の深さ（核燃料施設等）

図

検査の深さ（核燃料施設等）

記載の適正化（誤記）

a. 検査気付き事項※５でないもの

a. 検査気付き事項※５でないもの

検査気付き事項とは、検査官が事実確認等を行うきっかけとなる事項であって、原子力安全又は検査気付き事項とは、検査官が事実確認等を行うきっかけとなる事項であって、原子力安全又は7- 19 -

核物質防護に影響の可能性があるものである。原子力安全又は防護措置に影響がないもの、つまり核物質防護に影響の可能性があるものである。原子力安全又は防護措置に影響がないもの、つまり検査気付き事項でないものについては、検査官は関与しない。

検査気付き事項でないものについては、検査官は関与しない。

※５ 「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」参照。

※５ 「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」参照。

（解説）

（解説）

管理区域外で作業していた作業員１人が熱中症になり救急車で搬送された事案

管理区域外で作業していた作業員１人が熱中症になり救急車で搬送された事案は、基本的には現場の労働安全に関するものであって、被ばくの可能性も非常には、基本的には現場の労働安全に関するものであって、被ばくの可能性も非常に低いことから、原子力安全に影響がなく、検査気付き事項には該当しないと考え低いことから、原子力安全に影響がなく、検査気付き事項には該当しないと考えることが適当である。しかし、検査官が巡視等において補修作業員が熱中症で倒ることが適当である。しかし、検査官が巡視等において補修作業員が熱中症で倒れている状況に遭遇する等、人命救助の観点から支援が必要と思われる場合にれている状況に遭遇する等、人命救助の観点から支援が必要と思われる場合には、可能な範囲で協力することが望ましい。

は、可能な範囲で協力することが望ましい。

b. 検査気付き事項

b. 検査気付き事項

検査気付き事項については、検査指摘事項に該当するかどうか判定するに当たって、事業者等に検査気付き事項については、検査指摘事項に該当するかどうか判定するに当たって、事業者等に事実確認等を行う。事実確認等は、できるだけ当該事項に関係する図面や規程類、点検記録、現場

事実確認等を行う。事実確認等は、できるだけ当該事項に関係する図面や規程類、点検記録、現場写真などを用いることで、客観的な事実に基づき確認し、認識の齟齬が生じないようにする。

写真などを用いることで、客観的な事実に基づき確認し、認識の齟齬が生じないようにする。

また、原則、行政指導等により事業者等に対して何らかの対応を求めることはしない。所見を述べることは構わないが、事業者等が検査官の要求と受け取らないように注意する。

また、原則、行政指導等により事業者等に対して何らかの対応を求めることはしない。所見を述べることは構わないが、事業者等が検査官の要求と受け取らないように注意する。

なお、検査官が巡視等で発見した原子力安全に影響のない気付き（例えば、ドアノブの壊れ）を伝えることは構わない。

なお、検査官が巡視等で発見した原子力安全に影響のない気付き（例えば、ドアノブの壊れ）を伝えることは構わない。

（解説）

（解説）

以下の例について疑問が生じた場合においても、原子力安全や核物質防護上の問

以下の例について疑問が生じた場合においても、原子力安全や核物質防護上の問題が「○○するべきだ。
」といった発言をし、何らかの対応を事業者等に求めては

題が「○○するべきだ。
」といった発言をし、何らかの対応を事業者等に求めては

いけない。

いけない。

（例１）CAP 会議の運営方法（例１）CAP 会議の運営方法（例２）残業時間が所内ルールを上回った（例２）残業時間が所内ルールを上回った（例３）インフルエンザ対策（うがい、手洗い）が徹底されていない（例３）インフルエンザ対策（うがい、手洗い）が徹底されていない

c. 軽微、緑、SLⅣ（規制措置不要）（核燃料施設等にあっては、軽微、指摘事項（追加対応なし））

c. 軽微、緑、SLⅣ（規制措置不要）（核燃料施設等にあっては、軽微、指摘事項（追加対応なし））

検査官は自らの見解を示すことは構わないが、関連する安全活動は事業者等が一義的な責任の検査官は自らの見解を示すことは構わないが、関連する安全活動は事業者等が一義的な責任の下で対応し、CAP 等において是正されるべきものであることから、検査官はその状況を適宜確認下で対応し、CAP 等において是正されるべきものであることから、検査官はその状況を適宜確認することとする。
（十分な対応が取られていない場合には、改めて検査指摘事項として取り上げすることとする。（十分な対応が取られていない場合には、改めて検査指摘事項として取り上げることを検討する。
）

ることを検討する。
）

なお、検査指摘事項は、検査報告書に記載される。
3 検査の計画

なお、検査指摘事項は、検査報告書に記載される。
3 検査の計画(1) 基本検査の計画(1) 基本検査の計画

a. 日常検査a. 日常検査

日常検査の計画については、年間に実施する検査のサンプル数や施設の状況を踏まえ、各事務所に

日常検査の計画については、年間に実施する検査のサンプル数や施設の状況を踏まえ、各事務所に
8- 20 -

記載の適正化（誤記）

おいて作成する。また、検査は事前に検査内容を事業者等に通知しないで行うことを基本とする。

おいて作成する。また、検査は事前に検査内容を事業者等に通知しないで行うことを基本とする。

なお、事業者等の安全活動は、例えば、プラントの起動停止やトラブル対応等、必ずしも通常勤務

なお、事業者等の安全活動は、例えば、プラントの起動停止やトラブル対応等、必ずしも通常勤務

時間内に行われるものではないことから、休日や平日夜間の事業者等の安全活動について確認する

時間内に行われるものではないことから、休日や平日夜間の事業者等の安全活動について確認する

ため、勤務時間外の検査についても、担当監視部門があらかじめ提示する方針を踏まえて一定時間行ため、勤務時間外の検査についても、担当監視部門があらかじめ提示する方針を踏まえて一定時間行う。

う。

b. チーム検査b. チーム検査担当部門において、当該チーム検査の体制を検討し、チーム長及びチーム員を選定する。チーム長

担当部門において、当該チーム検査の体制を検討し、チーム長及びチーム員を選定する。チーム長（又はその代理のチーム員）が中心となり事業者と連絡調整し、また、必要に応じて事務所の協力も（又はその代理のチーム員）が中心となり事業者と連絡調整し、また、必要に応じて事務所の協力も得て、具体的な検査計画を作成する。

得て、具体的な検査計画を作成する。

チーム員には、原則として、検査を実施する原子力施設を担当している事務所の検査官を含める。

チーム員には、原則として、検査を実施する原子力施設を担当している事務所の検査官を含める。

また、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する場合などは、同一のチーム長及びチーム

また、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する場合などは、同一のチーム長及びチーム員となるように配慮する。

員となるように配慮する。

（解説） 検査対象の選定（解説） 検査対象の選定・検査官は、検査に当たって、法令、許認可図書、保安規定、技術基準等の関連する・検査官は、検査に当たって、法令、許認可図書、保安規定、技術基準等の関連する事項を確認する。確認する事項の例としては、事業規則における施設の運転や管理、事項を確認する。確認する事項の例としては、事業規則における施設の運転や管理、施設、放射線、廃棄物、運搬、貯蔵等の管理などの保安規定に係る記載事項や、設施設、放射線、廃棄物、運搬、貯蔵等の管理などの保安規定に係る記載事項や、設置変更許可申請書における本文及び添付書類の実施する検査に関連する記載事項、置変更許可申請書における本文及び添付書類の実施する検査に関連する記載事項、技術基準における検査対象の設備が要求されている技術的根拠など、その解釈図書

技術基準における検査対象の設備が要求されている技術的根拠など、その解釈図書も含めて内容を確認し理解する。

も含めて内容を確認し理解する。

・検査官は、上記を踏まえた上でリスク情報を考慮して検査対象を選定する。検査対・検査官は、上記を踏まえた上でリスク情報を考慮して検査対象を選定する。検査対象の選定に当たっては、過去に発生した事象や他施設でのトラブルの情報を活用す象の選定に当たっては、過去に発生した事象や他施設でのトラブルの情報を活用する。

る。

(2) 追加検査の計画(2) 追加検査の計画

追加検査については、別に定める「GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド」に基づき、追加検査については、別に定める「原子力規制検査における追加検査運用ガイド」に基づき、個別に記載の適正化（誤個別に計画を作成する。

計画を作成する。

記）(3) 特別検査の計画
特別検査については、別に定める「GI0005 特別検査運用ガイド」に基づき、事案が発生した都度、個別に計画を作成する。
4 検査の実施
4.1 検査準備
チーム検査において、検査官は検査準備に必要な書類の貸出しを、検査開始前に事業者等に対して求めることができる。その際には、事業者等の文書管理等のルールを遵守すること。
4.2 検査運用ガイド活用の考え方
検査は原則、検査運用ガイドに基づき実施するものの、これらのガイドに記載されている全項目を網(3) 特別検査の計画
特別検査については、別に定める「原子力規制検査における特別検査運用ガイド」に基づき、事案が発生した都度、個別に計画を作成する。
4 検査の実施
4.1 検査準備
チーム検査において、検査官は検査準備に必要な書類の貸出しを、検査開始前に事業者等に対して求めることができる。その際には、事業者等の文書管理等のルールを遵守すること。
4.2 検査運用ガイド活用の考え方
検査は原則、検査運用ガイドに基づき実施するものの、これらのガイドに記載されている全項目を網9- 21 -

記載の適正化（誤記）

羅的に確認したり、記載の文言に細かくこだわる必要はない。また、これらのガイドに記載されていな

羅的に確認したり、記載の文言に細かくこだわる必要はない。また、これらのガイドに記載されていな

い項目を加えて検査しても構わない。検査官は自らの経験や知見を生かし、リスクインフォームド検査

い項目を加えて検査しても構わない。検査官は自らの経験や知見を生かし、リスクインフォームド検査

及びパフォーマンスベースト検査（付録１「用語の定義」参照）の趣旨を踏まえ、柔軟に検査を実施す及びパフォーマンスベースト検査（付録１「用語の定義」参照）の趣旨を踏まえ、柔軟に検査を実施す

ること。

ること。

なお、必要に応じて事務所の所長の判断により、日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部

なお、必要に応じて事務所の所長の判断により、日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部

または全部について検査を実施することができる。当該検査結果について検査報告書には、日常検査とまたは全部について検査を実施することができる。当該検査結果について検査報告書には、日常検査として記載すること。

して記載すること。

（解説）

（解説）

・廃止措置段階（全ての核燃料物質を工場又は事業所等から搬出した段階）の原子力・廃止措置段階（全ての核燃料物質を工場又は事業所等から搬出した段階）の原子力施設においては、ガイドでは想定されていない特殊な作業（耐荷重性構造物の撤去、施設においては、ガイドでは想定されていない特殊な作業（耐荷重性構造物の撤去、土壌の大規模な取崩し又は燃料の切断等）が生ずることから、適宜本庁の担当監視

土壌の大規模な取崩し又は燃料の切断等）が生ずることから、適宜本庁の担当監視部門と相談しながら検査すること。

部門と相談しながら検査すること。

・チーム検査の検査項目を日常検査で実施する例としては、以下が挙げられる。

・チーム検査の検査項目を日常検査で実施する例としては、以下が挙げられる。

➢事業者等が行う廃棄物管理等で、日常的に行われている気体廃棄物の通常放出➢事業者等が行う廃棄物管理等で、日常的に行われている気体廃棄物の通常放出

において不適切な管理に気付いた際は、「BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管において不適切な管理に気付いた際は、「放射性気体・液体廃棄物の管理」の検記載の適正化（誤理」の検査運用ガイドにおけるチーム検査項目の一部について検査を実施す

査運用ガイドにおけるチーム検査項目の一部について検査を実施する。

記）

る。

4.3 フリーアクセス

4.3 フリーアクセス

検査官は、フリーアクセス（付録１「用語の定義」参照）により、原子力施設及び事業者等の活動に検査官は、フリーアクセス（付録１「用語の定義」参照）により、原子力施設及び事業者等の活動に関する情報を入手し、原子力施設内の様々な場所に立ち入ることができる。この際、事業者等の定めた関する情報を入手し、原子力施設内の様々な場所に立ち入ることができる。この際、事業者等の定めた

安全上の内規に原則として従うとともに、設備･機器等の機能や状態に影響を与え得る行動や検査官自

安全上の内規に原則として従うとともに、設備･機器等の機能や状態に影響を与え得る行動や検査官自身に危険が及ぶ可能性がある行動は一切行わないこと。

身に危険が及ぶ可能性がある行動は一切行わないこと。

事業者等の内規によってフリーアクセスが制限され検査活動に支障がある場合には、担当監視部門が当該事業者と調整を行う。
この際、（１）から（５）までについて留意すること。

事業者等の内規によってフリーアクセスが制限され検査活動に支障がある場合には、担当監視部門が当該事業者と調整を行う。
この際、（１）から（５）までについて留意すること。

（解説）

（解説）

・設備・機器等の機能や状態に影響を与え得る行動の例を以下に示す。

・設備･機器等の機能や状態に影響を与え得る行動の例を以下に示す。

➢プラントパラメータを確認するために、中央制御室の監視モニターを操作する➢プラントパラメータを確認するために、中央制御室の監視モニターを操作すること。

記載の適正化（誤記）

こと。

・設備・機器等の機能や状態に影響を与えない行動の例を以下に示す。

・設備･機器等の機能や状態に影響を与えない行動の例を以下に示す。

➢手すりやドアノブをつかむこと及びエレベーターのボタンを押すこと。

➢手すりやドアノブをつかむこと及びエレベーターのボタンを押すこと。

➢検査官が操作することについて事前に事業者等との合意が得られているパラメ➢検査官が操作することについて事前に事業者等との合意が得られているパラメーター監視専用ディスプレイを操作すること。

ーター監視専用ディスプレイを操作すること。

➢計器に取り付けられているタグを確認するため、タグに触れること。

➢計器に取り付けられているタグを確認するため、タグに触れること。

➢異常な熱が発生していないかを確認するため、ポンプ、モーター等に軽く触れ➢異常な熱が発生していないかを確認するため、ポンプ、モーター等に軽く触れること（回転部への接触がないように注意する）。

ること（回転部への接触がないように注意する）。
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記載の適正化（誤記）

(1) 検査官は、原子力安全又は核物質防護に係る会議体※６を傍聴することができる。
※６ これらの会議体は、設備の状態や施設内の作業状況を共有する連絡会や、是正処置や状況報(1) 検査官は、原子力安全又は核物質防護に係る会議体※６を傍聴することができる。
※６

これらの会議体は、設備の状態や施設内の作業状況を共有する連絡会や、是正処置や状況報告を議論する会議などが該当するが、検査官は、検査を行う上で必要と考える会議体であれば告を議論する会議などが該当するが、検査官は、検査を行う上で必要と考える会議体であればこれら以外も傍聴できる。

これら以外も傍聴できる。

(2) 検査官は、原子力施設内において、物品・サービスの調達先（協力企業、メーカー等）からもフリーアクセスにより検査に必要な情報を入手できる。この際、事業者等の同意は必要としない。

(2) 検査官は、原子力施設内において、物品・サービスの調達先（協力企業、メーカー等）からもフリーアクセスにより検査に必要な情報を入手できる。この際、事業者等の同意は必要としない。

(3) 本庁の検査官のフリーアクセスについても、事務所の所属する検査官と同等のフリーアクセスが(3) 本庁の検査官のフリーアクセスについても、事務所の所属する検査官と同等のフリーアクセスができるよう、必要な事業者教育を受講するなどあらかじめ事業者等と調整する。本庁検査官のフリーできるよう、必要な事業者教育を受講するなどあらかじめ事業者等と調整する。本庁検査官のフリーアクセスが困難な場合には、事務所検査官が同行して検査を実施する。

アクセスが困難な場合には、事務所検査官が同行して検査を実施する。

(4) 機密情報の取扱いに十分に注意する。
a.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了(4) 機密情報の取扱いに十分に注意する。
a.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時点で、原則として、事業者等に返却する。
b.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、原した時点で、原則として、事業者等に返却する。
b.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、

子力規制委員会行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号。以下「文書管理規則」という。
）
に従って保存・管理を行う。

「原子力規制委員会行政文書管理規則」に従って保存・管理を行う。
c.特定重大事故等対処施設に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においc.特定重大事故等対処施設に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においては閲覧のみとする。

ては閲覧のみとする。
(5) フリーアクセスにより収集が難しい情報及び場所へのアクセスは、事業者等に対して個別に求め(5) フリーアクセスにより収集が難しい情報及び場所へのアクセスは、事業者等に対して個別に求めることができる。この際、過度な負担とならないように留意すること。

ることができる。この際、過度な負担とならないように留意すること。
4.4 インタビュー
検査官は、関係者（事業者及び調達先の職員等）に対する質問（以下「インタビュー」という。）を

4.4 インタビュー
検査官は、関係者（事業者及び調達先の職員等）に対する質問（以下「インタビュー」という。）を実施することができる。この際、以下について留意すること。

実施することができる。この際、以下について留意すること。

(1) 検査官は、インタビューを実施することにより関係者の通常業務に支障が発生しないよう対応す(1) 検査官は、インタビューを実施することにより関係者の通常業務に支障が発生しないよう対応する。また、検査官は事業者及び調達先に対し、インタビューが通常業務に支障を来すと判断する場合る。また、検査官は事業者及び調達先に対し、インタビューが通常業務に支障を来すと判断する場合

は検査官に対してその旨を明確に伝えることを関係者に周知するよう伝える。

は検査官に対してその旨を明確に伝えることを関係者に周知するよう伝える。

(2) 検査官は、インタビューを実施する際には、インタビューの意図を伝え、できる限り簡潔明瞭に(2) 検査官は、インタビューを実施する際には、インタビューの意図を伝え、できる限り簡潔明瞭に対話する。対話時間が長時間に及びそうな場合には、作業や業務に支障を来さないかを関係者に確認対話する。対話時間が長時間に及びそうな場合には、作業や業務に支障を来さないかを関係者に確認する等の配慮をする。

する等の配慮をする。

4.5 サンプル数(1) サンプル数の基本的な考え方
各検査運用ガイドには検査を行う対象設備等のサンプル数を示しているが、このサンプル数は原

4.5 サンプル数(1) サンプル数の基本的な考え方
各検査運用ガイドには検査を行う対象設備等のサンプル数を示しているが、このサンプル数は原11- 23 -

記載の適正化（誤記）

子力施設１施設が供用段階（施設定期検査期間を含む通常稼働状態）である標準的な値である。各

子力施設１施設が供用段階（施設定期検査期間を含む通常稼働状態）である標準的な値である。各

原子力施設の具体的なサンプル数については、担当部門が前年度の総合的な評定を踏まえて検査計

原子力施設の具体的なサンプル数については、担当部門が前年度の総合的な評定を踏まえて検査計画を定める際に、各施設の状況も勘案して設定する。ただし、日常検査については、施設の状態変画を定める際に、各施設の状況も勘案して設定する。ただし、日常検査については、施設の状態変化に応じて合理的な理由があれば、担当監視部門と調整の上、事務所の所長の判断によりサンプル

化に応じて合理的な理由があれば、担当監視部門と調整の上、事務所の所長の判断によりサンプル

数を変更することができる。

数を変更することができる。

核物質防護に係る検査のサンプル数については、同様に核セキュリティ部門が設定する。

核物質防護に係る検査のサンプル数については、同様に核セキュリティ部門が設定する。

（解説）

（解説）

リスクインフォームド検査及びパフォーマンスベースト検査の趣旨に照らして、

リスクインフォームド検査及びパフォーマンスベースト検査の趣旨に照らして、

建設段階、供用段階の長期停止中及び廃止措置段階の原子力施設については、各施

建設段階、供用段階の長期停止中及び廃止措置段階の原子力施設については、各施設におけるリスク等の状況を考慮して、検査のサンプル数を増減することができる

設におけるリスク等の状況を考慮して、検査のサンプル数を増減することができる（4.8(3)参照）。そのため、毎年度、検査計画を定める際に、施設ごとのリスク等（4.8(3)参照）。そのため、毎年度、検査計画を定める際に、施設ごとのリスク等の状況に応じて、適用する検査運用ガイド及びそのサンプル数を決定する。

の状況に応じて、適用する検査運用ガイド及びそのサンプル数を決定する。

なお、当初予定していた検査対象となる事業者等の安全活動がなくなった場合になお、当初予定していた検査対象となる事業者等の安全活動がなくなった場合には、担当部門が設定した検査を取りやめる又はサンプル数を低減することができは、担当部門が設定した検査を取りやめる又はサンプル数を低減することができる。

る。

(2) サンプルの数え方(2) サンプルの数え方

サンプルの数え方は各検査運用ガイドに従うが、以下のような数え方でもよい。

サンプルの数え方は各検査運用ガイドに従うが、以下のような数え方でもよい。

（例１）通常のカウント（例１）通常のカウント

検査対象として非常用ディーゼル発電機（以下「D/G」という。
）及び高圧注入ポンプの２検査対象として非常用ディーゼル発電機（以下「D/G」という。）及び高圧注入ポンプの２つを選定したとする。この場合、サンプル数は２とカウントする。

つを選定したとする。この場合、サンプル数は２とカウントする。

（例２）異なる視点でのカウント（例２）異なる視点でのカウント

異なる視点（異なる検査運用ガイド）で同じ設備・機器等を検査した場合、視点の数をサ

異なる視点（異なる検査運用ガイド）で同じ設備・機器等を検査した場合、視点の数をサンプル数とすることができる。つまり、D/G について以下のような異なる視点で検査を実施しンプル数とすることができる。つまり、D/G について以下のような異なる視点で検査を実施した場合、サンプル数は２とカウントしてもよい。

た場合、サンプル数は２とカウントしてもよい。

a.D/G のメンテナンス手順書が変更されていることから、「BM0110 作業管理」の検査運用ガ

a.D/G のメンテナンス手順書が変更されていることから、「作業管理」の検査運用ガイドを用

イドを用いて、その妥当性を評価した。
b.他の設備・機器等でメンテナンス後の復旧忘れが確認されたため、「BQ0010いて、その妥当性を評価した。
品質マネジ

b.他の設備・機器等でメンテナンス後の復旧忘れが確認されたため、「品質マネジメントシ

メントシステムの運用」の検査運用ガイドを用いて、D/G のメンテナンス後の復旧状況に

ステムの運用」の検査運用ガイドを用いて、D/G のメンテナンス後の復旧状況について確ついて確認した。

認した。

（例３）異なる区域でのカウント（例３）異なる区域でのカウント

火災防護の検査対象として、複数の区域の消火設備を検査した場合、その区域の数をサン

火災防護の検査対象として、複数の区域の消火設備を検査した場合、その区域の数をサン

プル数とカウントしてもよい。
核物質防護に係る基本検査では、事業者の全体的な活動を検査することから、サンプル数は施設単位ではなく、事業所単位での対象とする。
4.6 気付き事項の評価(1) 実用発電用原子炉施設検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、「緑」

プル数とカウントしてもよい。
核物質防護に係る基本検査では、事業者の全体的な活動を検査することから、サンプル数は施設単位ではなく、事業所単位での対象とする。
4.6 気付き事項の評価(1) 実用発電用原子炉施設検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、「緑」
12- 24 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価に迷う場

又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価に迷う場

合、各検査官は、適宜、検査監督総括課検査評価室と相談することができる。各担当部門は、検査合、各検査官は、適宜、検査監督総括課検査評価室と相談することができる。各担当部門は、検査監督総括課と調整後、評価結果の最終判断を行う。

監督総括課と調整後、評価結果の最終判断を行う。

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。
(2) 核燃料施設等

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。

検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、指摘事項（追加対応なし）又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告事項（追加対応なし）又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価内容の判断については、実用発電用原子炉施設と同様である。

する。評価内容の判断については、実用発電用原子炉施設と同様である。

グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。

（解説）

（解説）

検査を実施した検査官は、検査気付き事項を特定した場合、事務所長又はチーム検査を実施した検査官は、検査気付き事項を特定した場合、事務所長又はチーム長と相談しつつ、責任を持って評価を行わなければならない。検査官は、評価の際長と相談しつつ、責任を持って評価を行わなければならない。検査官は、評価の際にどのような情報が必要になるかを理解することにより、検査の際に適切に情報をにどのような情報が必要になるかを理解することにより、検査の際に適切に情報を収集することができる。例えば、原子力安全に係る設備が故障した場合、重要度評収集することができる。例えば、原子力安全に係る設備が故障した場合、重要度評

価ではその設備の安全機能が維持されていたかどうかや、故障がいつ発生し、安全価ではその設備の安全機能が維持されていたかどうかや、故障がいつ発生し、安全機能がどの程度の期間劣化又は喪失していたかが重要な情報である。

機能がどの程度の期間劣化又は喪失していたかが重要な情報である。

また、検査官は、原子力安全又は核物質防護上の検査指摘事項になる可能性があ

また、検査官は、原子力安全又は核物質防護上の検査指摘事項になる可能性がある検査気付き事項を特定した場合には、速やかに事務所長又はチーム長と共有し、る検査気付き事項を特定した場合には、速やかに事務所長又はチーム長と共有し、事務所長又はチーム長は速やかに担当部門の管理職とも共有する。

事務所長又はチーム長は速やかに担当部門の管理職とも共有する。

なお、当該気付き事項の情報収集や評価を優先して実施することによって、他のなお、当該気付き事項の情報収集や評価を優先して実施することによって、他の担当業務の実施が困難となる場合には、事務所及び本庁において業務分担見直しや担当業務の実施が困難となる場合には、事務所及び本庁において業務分担見直しや追加要員の配分など必要な対応を行わなければならない。

追加要員の配分など必要な対応を行わなければならない。

4.7 会議の開催

4.7 会議の開催

検査の実施に当たり、以下の会議を開催する。

検査の実施に当たり、以下の会議を開催する。

(1) 開始会議(1) 開始会議

チーム検査においては、事業者等と開始会議を実施し、検査目的、検査予定等を説明する。

チーム検査においては、事業者等と開始会議を実施し、検査目的、検査予定等を説明する。

日常検査については、事前に検査予定を事業者等に通知しないで通年実施するため、開始会議を日常検査については、事前に検査予定を事業者等に通知しないで通年実施するため、開始会議を実施せずに検査を行うものとする。
(2) 締めくくり会議
検査運用ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後においては、事業者等と締めくく

記）(2) 核燃料施設等検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、指摘

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン

記載の適正化（誤実施せずに検査を行うものとする。
(2) 締めくくり会議
検査運用ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後においては、事業者等と締めくく

り会議を行い、検査結果、特に検査指摘事項に関する事実関係と検査官の認識を説明する。そのり会議を行い、検査結果、特に検査指摘事項に関する事実関係と検査官の認識を説明する。その際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。
13- 25 -

記載の適正化（誤記）

（解説１）（解説１）

チーム検査については、指摘事項に係る事実確認等が終了し、予定された期間のチーム検査については、指摘事項に係る事実確認等が終了し、予定された期間の検査が終了した時点で、締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておら検査が終了した時点で、締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある場合であっても、一ず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある場合であっても、一旦締めくくり会議を開催し、その旨を事業者等に伝え、当該事案については継続し

旦締めくくり会議を開催し、その旨を事業者等に伝え、当該事案については継続して検査を行う。

て検査を行う。

日常検査については、検査の一定期間等の終了時として各四半期の終了時期を示

日常検査については、検査の一定期間等の終了時として各四半期の終了時期を示しており、各四半期の翌月 10 日までを目途に締めくくり会議を行う。なお、事実しており、各四半期の翌月 10 日までを目途に締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある

場合は、締めくくり会議でその旨を事業者等に伝え、当該事案については、次の四場合は、締めくくり会議でその旨を事業者等に伝え、当該事案については、次の四半期に引き続き確認活動を行う。

半期に引き続き確認活動を行う。

締めくくり会議は、必要であれば、四半期の途中や特定の検査運用ガイドによる締めくくり会議は、必要であれば、四半期の途中や特定の検査運用ガイドによる検査が終了した時点でも実施できる。

検査が終了した時点でも実施できる。

（解説２）

（解説２）

締めくくり会議時に、例えば、検査指摘事項に対する新たな事実関係の有無、指締めくくり会議時に、例えば、検査指摘事項に対する新たな事実関係の有無、指摘事項に対する是正活動などについて、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

摘事項に対する是正活動などについて、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

是正活動などの情報は、その後の検査に適宜活用する。

是正活動などの情報は、その後の検査に適宜活用する。

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間(1) 検査実施者

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間(1) 検査実施者

検査は、検査官の資格を有する原子力規制庁職員が実施する。チーム検査のチーム長は、原則と検査は、検査官の資格を有する原子力規制庁職員が実施する。チーム検査のチーム長は、原則として当該検査の専門性を有した中級以上の検査官資格を有する検査官が務める。検査官の資格を有して当該検査の専門性を有した中級以上の検査官資格を有する検査官が務める。検査官の資格を有しない者は、検査官の補助を行う。なお、検査資格を有していない原子力規制庁職員であっても、しない者は、検査官の補助を行う。なお、検査資格を有していない原子力規制庁職員であっても、検査に有効な専門知識を有した者であれば、情報提供や検査現場の立会いなどの検査活動の支援を検査に有効な専門知識を有した者であれば、情報提供や検査現場の立会いなどの検査活動の支援をすることができる。

することができる。

(2) 検査実施人数(2) 検査実施人数

責任及び権限の明確化を図り規制資源を有効活用するため、検査は原子力施設ごと又は検査運用責任及び権限の明確化を図り規制資源を有効活用するため、検査は原子力施設ごと又は検査運用

ガイドごとに担当を決め、必要最低限の人数で実施する。検査内容に応じた担当決めは、日常検査

ガイドごとに担当を決め、必要最低限の人数で実施する。検査内容に応じた担当決めは、日常検査

では事務所の統括原子力運転検査官が、チーム検査ではチーム長がそれぞれ行う。

では事務所の統括原子力運転検査官が、チーム検査ではチーム長がそれぞれ行う。

なお、ツーマンルールが定められている原子力施設における現場確認については、２人以上で現

なお、ツーマンルールが定められている原子力施設における現場確認については、２人以上で現場に立ち入ること。

場に立ち入ること。

（解説）

（解説）

一人で検査できるものとして、会議の傍聴、中央制御室の巡視及び立会い（臨界一人で検査できるものとして、会議の傍聴、中央制御室の巡視及び立会い（臨界操作、並列操作等を含む。
）、現場巡視等がある。

操作、並列操作等を含む。
）、現場巡視等がある。

14- 26 -

(3) 検査時間(3) 検査時間

検査時間については、人時で考える。検査官 A が３時間検査を実施した場合、検査時間は３時間

検査時間については、人時で考える。検査官 A が３時間検査を実施した場合、検査時間は３時間となる。検査官 A と検査官 B が協議して３時間で１つの検査を実施した場合、検査時間は６時間ととなる。検査官 A と検査官 B が協議して３時間で１つの検査を実施した場合、検査時間は６時間と

なる。

なる。

基本検査運用ガイドにある「検査要件まとめ表」に記載されている検査時間は、供用段階にある

基本検査運用ガイドにある「検査要件まとめ表」に記載されている検査時間は、供用段階にある原子力施設において行う検査時間の目安である。建設及び廃止措置段階の原子力施設については、

原子力施設において行う検査時間の目安である。建設及び廃止措置段階の原子力施設については、事業者等の安全活動や原子力施設の状態に応じて柔軟に実施するが、供用段階の実用発電用原子炉事業者等の安全活動や原子力施設の状態に応じて柔軟に実施するが、供用段階の実用発電用原子炉

施設におけるサンプル数又は検査時間に表１の係数を乗じたものを目安とする。
（サンプル数が１

施設におけるサンプル数又は検査時間に表１の係数を乗じたものを目安とする。
（サンプル数が１以下になる場合のみ、検査時間に係数を乗じる。
）

以下になる場合のみ、検査時間に係数を乗じる。
）

表１ 建設及び廃止措置段階の施設の検査量目安

表１ 建設及び廃止措置段階の施設の検査量目安

建設段階

廃止措置段階建設段階

廃止措置段階

その年度において廃止措置計画認可の次の年度以降

その年度において廃止措置計画認可の次の年度以降

核燃料物質／使用

全 ての 核 燃 料

全 ての 核 燃 料

全 ての核 燃料

核燃料物質／使用

全 ての 核 燃 料

全 ての 核 燃 料

全 ての核 燃料済燃料／核燃料物

物 質 を原 子 炉

物 質 を工 場 又

物 質 を工 場又済燃料／核燃料物

物 質 を原 子 炉

物 質 を工 場 又

物 質 を工 場又質等の取扱いを開から取り出したは事業所から

は事業所から質等の取扱いを開から取り出したは事業所から

は事業所から

始しないもの年度まで搬出した年度

搬出した次の始しないもの年度まで搬出した年度

搬出した次の

まで

年度以降

まで

年度以降

実用炉

0.04

－

0.35

0.07

実用炉

0.04

－

0.35

0.07

研開炉

0.04

0.7

0.35

0.07

研開炉

0.04

0.7

0.35

0.07

0.02

0.5

0.25

0.05

0.02

0.5

0.25

0.05

0.008

0.2

0.1

0.02

熱出力

熱出力

500kw以上※

500kw以上※

１

試
験
炉

１

熱出力

0.008

0.2

0.1

0.02

※

500kw以上

験
炉

２

熱出力

試

0.004

0.05

0.01

※

500kw以上
２

熱出力500kw未満

再処理

熱出力

0.004

0.05

0.01

500kw未満

0.04

1.0

0.1

（特定廃液の固型化等を（特定廃液の固型化等終了した年度まで）を終了した次の年度以

再処理

0.04

1.0

0.1

（特定廃液の固型化等を（特定廃液の固型化等終了した年度まで）を終了した次の年度以

降）

降）

加

MOX

0.03

0.07

加

MOX

0.03

0.07

工

ウラン

0.02

0.05

工

ウラン

0.02

0.05

貯蔵

0.004

0.01

貯蔵

0.004

0.01

管理

0.004

0.01

管理

0.004

0.01

15

- 27 -

埋
設

坑道の閉鎖

坑道の閉鎖

措置を伴わ

措置を伴わ

ないもの（２
種ピット処分

0.002

施設及びト

0.05

0.005

（覆土終了確認をした年（覆土終了確認をした

度まで）

次の年度以降）埋設ないもの（２
種ピット処分
レンチ処分

施設）

施設）
0.002

0.005

0.005

（覆土終了確認をした年（覆土終了確認をした

度まで）

次の年度以降）

施設及びト

レンチ処分
使用(令第41条該

0.002

0.05

使用(令第41条該

0.002

0.005

当)

当)

※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの

記載の適正化（誤※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

記）

5 検査報告書の作成
検査報告書の作成については、別に定める「GI0002

5 検査報告書の作成
原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド」に従って実施する。
6 深刻度の評価及び規制措置の立案
検査指摘事項等に対する深刻度の評価及び規制措置の立案については、別に定める「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に従って実施する。
7 検査結果の取りまとめ

検査報告書の作成については、別に定める「原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド」に従って実施する。

記載の適正化（誤記）

6 深刻度の評価及び規制措置の立案
検査指摘事項等に対する深刻度の評価及び規制措置の立案については、別に定める「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に従って実施する。

記載の適正化（誤記）

7 検査結果の取りまとめ

検査結果については、四半期ごとに取りまとめ検査報告書を作成し、以下のとおり原子力規制委員会に

検査結果については、四半期ごとに取りまとめ検査報告書を作成し、以下のとおり原子力規制委員会に報告等を行うとともに、検査報告書及び検査指摘事項の一覧を原子力規制委員会のホームページにおい報告等を行うとともに、検査報告書及び検査指摘事項の一覧を原子力規制委員会のホームページにおいて公表する（核物質防護に係る検査結果については非公表とする。
）。

て公表する（核物質防護に係る検査結果については非公表とする。）。

7.1 基本検査結果の報告等

7.1 基本検査結果の報告等
運用の明確化

担当部門及び核セキュリティ部門は、基本検査の結果を四半期ごとに取りまとめる。検査報告書の担当部門及び核セキュリティ部門は、基本検査の結果を四半期ごとに取りまとめ原子力規制委員会

案は原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する（核物質防護に係る検査報告書の案についに報告するとともに、発電所長、事業所長等に通知し、原子力規制委員会のホームページにおいて公ては非公表とする。
）。事業者から検査報告書の案に対する事実誤認等に関する意見を聴取する場合は、表する。これらの報告、通知及び公表は、原則、報告対象の四半期が終了してから１か月以内に行う。 に対して、事業者

原則、書面にて行う。基本検査の結果は当該意見等と合わせて原子力規制委員会に報告するとともに、からの意見を聴取

発電所長、事業所長等に通知し、原子力規制委員会のホームページにおいて公表する。これらの報告、する手続を明確化

通知及び公表は、原則、報告対象の四半期が終了してから１か月以内に行う。
7.2 原子力規制委員会での決定

7.2 原子力規制委員会での決定

担当部門及び核セキュリティ部門は、重要度評価・規制措置会合（SERP）において「白」以上の重担当部門及び核セキュリティ部門は、重要度評価・規制措置会合（SERP）において「白」以上の重要度（核燃料施設等においては、指摘事項（追加対応あり））又はレベルⅣ（通知あり）以上の深刻要度（核燃料施設等においては、指摘事項（追加対応あり））又はレベルⅣ（通知あり）以上の深刻度と評価した検査指摘事項があった場合、その内容を速やかに原子力規制委員会に諮る。

度と評価した検査指摘事項があった場合、その内容を速やかに原子力規制委員会に諮る。

付録１ 用語の定義

付録１ 用語の定義

16- 28 -

・検査報告書の案

(1) パフォーマンスベースト検査事業者等の安全活動が「どのように（How）」行われているかではなく、安全活動の結果「何を(1) パフォーマンスベースト検査事業者等の安全活動が「どのように（How）」行われているかではなく、安全活動の結果「何を（What）」得たか、実際に「何が（What）」発生しているかを確認する検査のこと。
「何を（What）」及び（What）」得たか、実際に「何が（What）」発生しているかを確認する検査のこと。
「何を（What）」及び「何が（What）」については、事業者等のパフォーマンスに基づく潜在的な事案も含まれる。また、「ど「何が（What）」については、事業者等のパフォーマンスに基づく潜在的な事案も含まれる。また、「どのように（How）」については、規制者として重点を置かず、事業者等は自らの責任のもとに安全活動をのように（How）」については、規制者として重点を置かず、事業者等は自らの責任のもとに安全活動を柔軟に行うことができる。

柔軟に行うことができる。

（解説）

（解説）

原子力安全を守ることは事業者等の一義的責任であることから、その安全活動に

原子力安全を守ることは事業者等の一義的責任であることから、その安全活動における具体的なプロセスは事業者等が検討し、規制側はその安全活動が総体としておける具体的なプロセスは事業者等が検討し、規制側はその安全活動が総体として適切になされていたかに着目して検査を行う。

適切になされていたかに着目して検査を行う。

具体的には、検査官は、設備・機器が実際に機能するかどうかや現場の職員等が具体的には、検査官は、設備・機器が実際に機能するかどうかや現場の職員等が適切に活動しているかどうかを現場で確認し、これらに劣化状態が確認された場合

適切に活動しているかどうかを現場で確認し、これらに劣化状態が確認された場合には、その直接的な原因となる事業者等の安全活動（パフォーマンス）の劣化を事には、その直接的な原因となる事業者等の安全活動（パフォーマンス）の劣化を事

業者が適切に特定し、是正しているどうかを確認する。

業者が適切に特定し、是正しているどうかを確認する。

(2) リスクインフォームド（Risk informed）検査(2) リスクインフォームド（Risk informed）検査

検査活動においてリスク情報を活用する検査のこと。リスク情報には、実用発電用原子炉施設に対し検査活動においてリスク情報を活用する検査のこと。リスク情報には、実用発電用原子炉施設に対して用いられる確率論的リスク評価のような定量的な情報のほか、従来から考慮されている安全上の重要て用いられる確率論的リスク評価のような定量的な情報のほか、従来から考慮されている安全上の重要度（重要度分類など）、運転経験及び不適合情報等の定性的な情報も含まれる。検査においてはリスクの度（重要度分類など）、運転経験及び不適合情報等の定性的な情報も含まれる。検査においてはリスクの高さも考慮して設備・機器等を検査対象としてサンプリングし、重点的に確認し、検査指摘事項の評価

高さも考慮して設備・機器等を検査対象としてサンプリングし、重点的に確認し、検査指摘事項の評価においてはリスク情報を考慮してその安全上の重要度を評価する。

においてはリスク情報を考慮してその安全上の重要度を評価する。

(3) フリーアクセス(3) フリーアクセス

原子力規制活動の実施に必要な範囲において、原子力施設内の様々な場所への立入り、安全活動に係

原子力規制活動の実施に必要な範囲において、原子力施設内の様々な場所への立入り、安全活動に係る文書等必要な情報の閲覧、事業者等の職員に対する質問等を行うことを意味する。ただし、事業者のる文書等必要な情報の閲覧、事業者等の職員に対する質問等を行うことを意味する。ただし、事業者の安全上の内規を遵守するよう注意すること。

安全上の内規を遵守するよう注意すること。

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視

事務所に所属している検査官は、検査業務のほかに、日常的に原子力施設等の状態を把握する必要がある

事務所に所属している検査官は、検査業務のほかに、日常的に原子力施設等の状態を把握する必要がある

ため、以下の事項に留意して日常巡視を実施する。

ため、以下の事項に留意して日常巡視を実施する。

(1) 巡視エリア(1) 巡視エリア

検査官は、リスク上重要なエリア又は安全関連の設備・機器が位置するエリアの巡視を最優先に行う。

検査官は、リスク上重要なエリア又は安全関連の設備・機器が位置するエリアの巡視を最優先に行う。

原子力施設の燃料取替停止中又はメンテナンス停止中には、通常アクセスできないエリアを巡視すること

原子力施設の燃料取替停止中又はメンテナンス停止中には、通常アクセスできないエリアを巡視することができることから、その施設の状況に合わせて、巡視の頻度とその範囲を選定する。

ができることから、その施設の状況に合わせて、巡視の頻度とその範囲を選定する。

また、検査官は、文書や記録により把握できない原子力施設の欠陥、応急措置又は一時的な変更につい

また、検査官は、文書や記録により把握できない原子力施設の欠陥、応急措置又は一時的な変更について的確に把握するために、設備・機器の現場点検を実施する従業者に同行する場合がある。

て的確に把握するために、設備・機器の現場点検を実施する従業者に同行する場合がある。

(2) リスク情報の活用(2) リスク情報の活用17- 29 -

検査官は、現行の原子力施設の系統構成に基づき、施設の状態を考慮して、どのようなシステムやどの検査官は、現行の原子力施設の系統構成に基づき、施設の状態を考慮して、どのようなシステムやどのような作業のリスクが高いかを理解するために、リスク情報を活用していく必要がある。

ような作業のリスクが高いかを理解するために、リスク情報を活用していく必要がある。

(3) 事業者等の会議体の傍聴(3) 事業者等の会議体の傍聴

検査官は、事業者等の会議を必要に応じて傍聴する。これらの会議には、日々の作業計画についての打検査官は、事業者等の会議を必要に応じて傍聴する。これらの会議には、日々の作業計画についての打合せ、当直交代時の引継ぎ、緊急作業についての打合せ、保安運営委員会、発電所長等が行うマネジメン

合せ、当直交代時の引継ぎ、緊急作業についての打合せ、保安運営委員会、発電所長等が行うマネジメン

トレビュー、CAP 会議等がある。

トレビュー、CAP 会議等がある。

これらの会議を傍聴することによって、事業者等の活動に関する情報を効率的かつ効果的に入手するこ

これらの会議を傍聴することによって、事業者等の活動に関する情報を効率的かつ効果的に入手することが可能である。会議体の傍聴に際しては、疑義等があっても会議中は発言せず、会議終了後に会議責任とが可能である。会議体の傍聴に際しては、疑義等があっても会議中は発言せず、会議終了後に会議責任者等に確認すること。

者等に確認すること。

(4) 核物質防護関連事項(4) 核物質防護関連事項

検査官は、核物質防護措置の一環として設定された、区域境界に設置されている障壁等並びに区域及び検査官は、核物質防護措置の一環として設定された、区域境界に設置されている障壁等並びに区域及び施設の出入口の施錠等に異常がないかなど、核物質防護措置の維持状況についても日常巡視において確認

施設の出入口の施錠等に異常がないかなど、核物質防護措置の維持状況についても日常巡視において確認

し、核物質防護措置に影響する可能性があるものは核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。

し、核物質防護措置に影響する可能性があるものは核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。

また、核物質防護上の対策と原子力安全上の対策が相互に干渉するような状況が確認された場合、検査

また、核物質防護上の対策と原子力安全上の対策が相互に干渉するような状況が確認された場合、検査官は、担当監視部門又は核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。例えば、以下のような場合が考官は、担当監視部門又は核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。例えば、以下のような場合が考

えられる。

えられる。

a.核物質防護措置として実施した施錠、障壁の追加又はその他の措置によって、運転員が緊急時の運転操

a.核物質防護措置として実施した施錠、障壁の追加又はその他の措置によって、運転員が緊急時の運転操

作手順書に記載されている措置が妨げられる場合
b.メンテナンス作業又は建設工事を行ったため、核物質防護措置として設置されている障壁や侵入検知装置の機能が妨げられる場合
c.緊急時対応計画に影響を及ぼすサイト配置の変更、入退出ルートの変更又は保安手順書の変更が行わ

作手順書に記載されている措置が妨げられる場合
b.メンテナンス作業又は建設工事を行ったため、核物質防護措置として設置されている障壁や侵入検知装置の機能が妨げられる場合
c.緊急時対応計画に影響を及ぼすサイト配置の変更、入退出ルートの変更又は保安手順書の変更が行わ

れた場合

れた場合

(5) 注意事項(5) 注意事項

a.日常巡視において確認した気付き事項に対する調査が約 30 分を超えそうな場合、検査官は、その調査を検査として実施することが望ましい。
b.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時
点で、原則として、事業者等に返却する。
c.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、文書管理規則に従って保存・管理を行う。
d.特定重大事故等対処施設に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においては閲

a.日常巡視において確認した気付き事項に対する調査が約 30 分を超えそうな場合、検査官は、その調査を検査として実施することが望ましい。
b.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時
点で、原則として、事業者等に返却する。
c.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、「原子力規制委員会行政文書管理規則」に従って保存・管理を行う。
d.特定重大事故等対処施設に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においては閲覧のみとする。

覧のみとする。

付録３ 動作可能性の確認

付録３ 動作可能性の確認

動作可能性（英語では、operability や functionality と表現されている。
）とは、システム、補助シス

動作可能性（英語では、operability や functionality と表現されている。
）とは、システム、補助シス

テム、部品及び装置が、必要なときに設計上の機能要求を満足して動作することが可能であるかどうかを意

テム、部品及び装置が、必要なときに設計上の機能要求を満足して動作することが可能であるかどうかを意

味する。

味する。
18

- 30 -

記載の適正化（誤記）

(1) 確認の目的(1) 確認の目的

事業者等が動作可能性の確認を行う目的は、原子力安全に影響を及ぼす構造物、系統及び機器事業者等が動作可能性の確認を行う目的は、原子力安全に影響を及ぼす構造物、系統及び機器（Structures, Systems and Components。以下「SSC」という。）の動作可能性を正しく把握し、遅滞な（Structures, Systems and Components。以下「SSC」という。）の動作可能性を正しく把握し、遅滞なく適切な処置を行い、原子力施設の安全を確保することである。例えば、保安規定に定める運転上の制限

く適切な処置を行い、原子力施設の安全を確保することである。例えば、保安規定に定める運転上の制限（Limiting Conditions for Operation。以下「LCO」という。
）を逸脱しているにもかかわらず、適切な（Limiting Conditions for Operation。以下「LCO」という。
）を逸脱しているにもかかわらず、適切な処置を実施せずに原子力施設を運転することは許容されない。

処置を実施せずに原子力施設を運転することは許容されない。

(2) 確認対象
検査官は、事業者等が実施する動作可能性の確認が適切かどうかについて監視を行う。監視の対象は、安全上重要な SSC を中心とする。

(2) 確認対象
検査官は、事業者等が実施する動作可能性の確認が適切かどうかについて監視を行う。監視の対象は、安全上重要な SSC を中心とする。

また、これらの SSC に対する設計上の機能要求を満足する上で必要な動力、計装制御、冷却媒体、シー

また、これらの SSC に対する設計上の機能要求を満足する上で必要な動力、計装制御、冷却媒体、シー

ル水、潤滑油、環境条件等の設計上の機能要求を満足して動作するための前提となる機能を提供する関連

ル水、潤滑油、環境条件等の設計上の機能要求を満足して動作するための前提となる機能を提供する関連

SSC 及び条件についても確認の対象である。

SSC 及び条件についても確認の対象である。

(3) 確認方法
検査官は、原子力施設の状態に応じ、SSC の動作可能性が確認されていることを以下の点に留意しなが(3) 確認方法
検査官は、原子力施設の状態に応じ、SSC の動作可能性が確認されていることを以下の点に留意しながら監視を行う。

ら監視を行う。

a.動作可能性の監視においては、必要に応じ、許認可申請書、事業者等の技術資料、規格等を確認し、当a.動作可能性の監視においては、必要に応じ、許認可申請書、事業者等の技術資料、規格等を確認し、当該 SSC が設計上の機能要求を満足して動作するための条件を把握する。

該 SSC が設計上の機能要求を満足して動作するための条件を把握する。

b.動作可能性に関連する不適合が発生した場合、事業者等は事態収束などの初動対応を実施後、CAP 活動

b.動作可能性に関連する不適合が発生した場合、事業者等は事態収束などの初動対応を実施後、CAP 活動を行い、安全上の重要度を考慮して、あらかじめ定められた時間内に適切な活動内容にて是正処置等をを行い、安全上の重要度を考慮して、あらかじめ定められた時間内に適切な活動内容にて是正処置等を実施しているかを確認する。

実施しているかを確認する。

c.メンテナンス等により SSC の安全機能が維持できない場合、事業者等の代替処置が適切に行われているかを確認する。
d.保安規定に記載されている LCO 逸脱条件等、動作可能性に関係する許認可図書の記載を変更した際、変更内容が関係者に周知され理解されているかを確認する。
e.動作可能性が確認されない場合、LCO 逸脱に係る宣言が適切なタイミングで行われているかなど、事業者等による対応が適切に行われているかを確認する。
f.許容できない事前調整が実施されていないかを確認する（付録４参照）。
(4) 報告検査官は、安全上重要な SSC の動作可能性が維持されていないと判断した場合（その可能性も含む。
）
は、直ちに担当監視部門に報告する。

付録４ 事前調整の妥当性確認

c.メンテナンス等により SSC の安全機能が維持できない場合、事業者等の代替処置が適切に行われているかを確認する。
d.保安規定に記載されている LCO 逸脱条件等、動作可能性に関係する許認可図書の記載を変更した際、変更内容が関係者に周知され理解されているかを確認する。
e.動作可能性が確認されない場合、LCO 逸脱に係る宣言が適切なタイミングで行われているかなど、事業者等による対応が適切に行われているかを確認する。
f.許容できない事前調整が実施されていないかを確認する（付録４参照）。
(4) 報告検査官は、安全上重要な SSC の動作可能性が維持されていないと判断した場合（その可能性も含む。
）
は、直ちに担当監視部門に報告する。

付録４ 事前調整の妥当性確認

事前調整（英語では preconditioning と表現されている。
）とは、安全上重要な SSC の定例試験等を実施

事前調整（英語では preconditioning と表現されている。
）とは、安全上重要な SSC の定例試験等を実施する直前に、当該 SSC が試験でスムーズに動作することを確保するための作業であり、例えば DG 起動前にする直前に、当該 SSC が試験でスムーズに動作することを確保するための作業であり、例えば DG 起動前にターニングを行うことや、ポンプ起動前にベント操作・ドレン操作等を実施することをいう。

ターニングを行うことや、ポンプ起動前にベント操作・ドレン操作等を実施することをいう。
19- 31 -

(1) 確認の目的(1) 確認の目的

事故・トラブル時において、安全上重要な SSC が許認可図書で定められている機能要求を満足するこ

事故・トラブル時において、安全上重要な SSC が許認可図書で定められている機能要求を満足すること、つまり動作可能性（付録３参照）を確実なものとするために事業者等が実施している事前調整についと、つまり動作可能性（付録３参照）を確実なものとするために事業者等が実施している事前調整について、その妥当性を確認する。

て、その妥当性を確認する。

(2) 確認の対象(2) 確認の対象事業者等の保安規定で定められているサーベイランス試験、日本機械学会維持規格に基づく検査、重大事故等対応要員訓練等。

事業者等の保安規定で定められているサーベイランス試験、日本機械学会維持規格に基づく検査、重大事故等対応要員訓練等。

(3) 許容できる事前調整及び許容できない事前調整(3) 許容できる事前調整及び許容できない事前調整

ａ．許容できる事前調整

ａ．許容できる事前調整(a) 作業員の安全確保のための事前調整(a) 作業員の安全確保のための事前調整(b) 設備保護のための事前調整(b) 設備保護のための事前調整

ただし、上記(a)及び(b)については、動作可能性に影響がないことを事前に評価していること。

ただし、上記(a)及び(b)については、動作可能性に影響がないことを事前に評価していること。

ｂ．許容できない事前調整

ｂ．許容できない事前調整(a) 合格基準を満足させるために実施する事前調整(a) 合格基準を満足させるために実施する事前調整(b) 事前調整を実施しなかった場合に、合格基準を満足しないような事前調整(b) 事前調整を実施しなかった場合に、合格基準を満足しないような事前調整(c) SSC の状態変更を伴う事前調整(c) SSC の状態変更を伴う事前調整(d) サーベイランス試験の直前に定期的に実施されている事前調整(d) サーベイランス試験の直前に定期的に実施されている事前調整

（解説）

（解説）

上述した許容できる事前調整の例として、蒸気タービン駆動のポンプについて、上述した許容できる事前調整の例として、蒸気タービン駆動のポンプについて、

熱疲労の観点から設備保護のためサーベイランス前に蒸気によるウォーミングを行

熱疲労の観点から設備保護のためサーベイランス前に蒸気によるウォーミングを行う事などが挙げられる。また、サーベイランスの直前ではなく、定期的に行っていう事などが挙げられる。また、サーベイランスの直前ではなく、定期的に行っているオイラーへの給油やベント作業も挙げられる。

るオイラーへの給油やベント作業も挙げられる。

また、許容できない事前調整の例として、機器の起動までの時間が判定基準としまた、許容できない事前調整の例として、機器の起動までの時間が判定基準として設定されている系統について、その開閉時間も判定に含まれる電動弁などを事前て設定されている系統について、その開閉時間も判定に含まれる電動弁などを事前に開（又は閉）操作しておくことなどが挙げられる。

に開（又は閉）操作しておくことなどが挙げられる。

また、分解点検等のメンテナンス直後に実施される試験が事前調整とみなせるような効果を有する段
階での、保安規定で定められるサーベイランスを実施してはならない。

階での、保安規定で定められるサーベイランスを実施してはならない。

なお、許容できない事前調整を実施した場合には、SSC の運転実績等に影響し、運転実績をデータとして使用する PRA の計算結果にも影響する。

なお、許容できない事前調整を実施した場合には、SSC の運転実績等に影響し、運転実績をデータとして使用する PRA の計算結果にも影響する。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

また、分解点検等のメンテナンス直後に実施される試験が事前調整とみなせるような効果を有する段

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01○運用の明確化

１

改正の概要
施行
○運用の明確化20- 32 -

備考

①検査指摘事項に該当する可能性のある事①検査指摘事項に該当する可能性のある事

案等について、速やかに委員長等への報告

案等について、速やかに委員長等への報告する手続を明確化（2.1関係者の役割）する手続を明確化（2.1関係者の役割）②締めくくり会議における会議形態の調整②締めくくり会議における会議形態の調整などの手続を明確化（4.7会議の開催）などの手続を明確化（4.7会議の開催）③サンプル数の数え方として、異なる視点で③サンプル数の数え方として、異なる視点でのカウントに加え、異なる区域でのカウンのカウントに加え、異なる区域でのカウントを例示として追加（4.5サンプル数）

トを例示として追加（4.5サンプル数）④チーム検査の計画において、同一の施設に④チーム検査の計画において、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する

対して関連する検査を連続して実施する

場合などに、同一のチーム長及びチーム員

場合などに、同一のチーム長及びチーム員となるように配慮することを明確化（3.検となるように配慮することを明確化（3.検

査の計画）

査の計画）

⑤日常検査においてチーム検査に係る検査⑤日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部または全部について検査を実項目の一部または全部について検査を実施することができる運用を明確化（4.2検施することができる運用を明確化（4.2検査運用ガイド活用の考え方）

査運用ガイド活用の考え方）⑥フリーアクセスにおける機密情報の取扱⑥フリーアクセスにおける機密情報の取扱

いに関する注意事項について、日常巡視のいに関する注意事項について、日常巡視の注意事項と整合（4.3フリーアクセス）

注意事項と整合（4.3フリーアクセス）⑦検査監督総括課による検査官会議や資格⑦検査監督総括課による検査官会議や資格制度の運用を明確化（2.1関係者の役割）

制度の運用を明確化（2.1関係者の役割）⑧事務所からの報告のうち検査の実施状況⑧事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、原子力（特に検査気付き事項）について、原子力規制庁原子力規制部検査グループ内に共規制庁原子力規制部検査グループ内に共有する運用を明確化（2.1関係者の役割）有する運用を明確化（2.1関係者の役割）⑨事務所の役割として、チーム検査や日常巡⑨事務所の役割として、チーム検査や日常巡視において核物質防護に関する事項も含視において核物質防護に関する事項も含

め、核セキュリティ部門と連携する運用をめ、核セキュリティ部門と連携する運用を明確化（2.1関係者の役割、付録２）

明確化（2.1関係者の役割、付録２）○記載の適正化
２○運用の明確化○記載の適正化（新設）①検査報告書の案に対して、事業者からの意見を聴取する手続を明確化（7.1 基本検査
結果の報告等）○記載の適正化21- 33 -

改正に伴う修正原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（新旧対照表）- 34 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

改正理由

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（GI0002_r2）（GI0002_r1）

改正に伴う修正

原子力規制庁

原力規制庁

記載の適正化（誤原子力規制部

原子力規制部記）

検査監督総括課

検査監督総括課

目

目

次

次

1 目的 ........................................................................................................... 1

1

目的 ........................................................................................................... 1

2 適用範囲....................................................................................................... 1

2

適用範囲....................................................................................................... 13 検査計画及び実施 ........................................................................................ 13

検査計画及び実施 ........................................................................................ 1

4 検査報告 ..................................................................................................... 24

検査報告 ..................................................................................................... 2

5 その他 ......................................................................................................... 35

その他 ......................................................................................................... 3

1 目的

1

目的

本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下

本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下

「法」という。
）第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査（以下「検査」という。
）について、原「法」という。
）第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査（以下「検査」という。
）について、原子力規制庁（以下「本庁」という。
）が取りまとめる検査計画及び検査結果の報告書（以下単に「報告書」

子力規制庁（以下「本庁」という。
）が取りまとめる検査計画及び検査結果の報告書（以下単に「報告書」という。
）の作成について定めたものである。

という。）の作成について定めたものである。

2 適用範囲2

適用範囲

本ガイドは、検査のうち基本検査に係る検査計画の立案及び報告書の作成について適用し、追加検査及本ガイドは、検査のうち基本検査に係る検査計画の立案及び報告書の作成について適用し、追加検査及び特別検査に係るものについては適用しない。特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）にび特別検査に係るものについては適用しない。特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）については、担当部門が、核物質防護に係る報告書を別途作成するが、様式は同様のものを使用する。

ついては、担当部門が、核物質防護に係る報告書を別途作成するが、様式は同様のものを使用する。

3 検査計画及び実施

3

検査計画及び実施法第 61 条の２の２第２項及び原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。

法第 61 条の２の２第２項及び原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。

以下「規則」という。
）第３条第１項に基づき検査を実施するため、次年度開始までに検査計画を策定す

以下「規則」という。
）第３条第１項に基づき検査を実施するため、次年度開始までに検査計画を策定す

る。

る。

3.1 日常検査の検査計画

3.1 日常検査の検査計画

日常検査の検査計画は、原子力規制事務所（以下「事務所」という。
）が法第 57 条の８で規定され日常検査の検査計画は、原子力規制事務所（以下「事務所」という。）が法第 57 条の８で規定されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。
）の安全活動の状ている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の安全活動の状況に応じて原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1。以下「実施要領」という。）「3.1

況に応じて原子力規制検査等実施要領（以下「実施要領」という。）「3.1 検査計画」に基づき策定す

記載の適正化（誤検査計画」に基づき策定する。

る。

記）

原子力施設ごと（原則として事業の許可又は指定の単位、原子炉設置者の場合は原子炉の単位）の原子力施設ごと（原則として事業の許可又は指定の単位、原子炉設置者の場合は原子炉の単位）の1- 35 -

各年度におけるサンプル数は、本庁担当部門が総合評定の結果等を踏まえて調整し、周知されるた

各年度におけるサンプル数は、本庁担当部門が総合評定の結果等を踏まえて調整し、周知されるため、事務所は、決められたサンプル数を確認し、適切に配分する必要がある。

め、事務所は、決められたサンプル数を確認し、適切に配分する必要がある。

プラントの起動停止等で通常の勤務時間帯では対応できない検査対象については、原子力検査官

プラントの起動停止等で通常の勤務時間帯では対応できない検査対象については、原子力検査官の体制を十分に考慮して計画することが必要である。事務所が専門知識を有する原子力検査官の支の体制を十分に考慮して計画することが必要である。事務所が専門知識を有する原子力検査官の支援を必要とする検査を計画する際は、関係する本庁担当部門に派遣要請を行う。また、検査計画は、援を必要とする検査を計画する際は、関係する本庁担当部門に派遣要請を行う。また、検査計画は、チーム検査の実施時期を確認した上で策定し、適切な対応ができるようにする。

チーム検査の実施時期を確認した上で策定し、適切な対応ができるようにする。

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（昭和 32 年政令第 324 号）第 41

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（昭和 32 年政令第 324 号）第 41条に規定する核燃料物質を取り扱わない使用者及び核原料物質使用者（以下「非該当使用者等」と条に規定する核燃料物質を取り扱わない使用者及び核原料物質使用者（以下「非該当使用者等」という。
）については、その年度に検査対象とする非該当使用者等を本庁担当部門が前年度に決定し、いう。
）については、その年度に検査対象とする非該当使用者等を本庁担当部門が前年度に決定し、関係する事務所と共有する。

関係する事務所と共有する。

原子力施設の運転計画や事業者の安全活動計画の変更が発生した場合は、その都度、検査計画を

原子力施設の運転計画や事業者の安全活動計画の変更が発生した場合は、その都度、検査計画を適切に変更する。

適切に変更する。

なお、核物質防護は、日常検査の対象外である。

なお、核物質防護は、日常検査の対象外である。

3.2 チーム検査の検査計画

3.2 チーム検査の検査計画

チーム検査については、本庁担当部門が、実施要領「3.1 検査計画」並びに各検査運用ガイドに定チーム検査については、本庁担当部門が、実施要領「3.1 検査計画」並びに各検査運用ガイドに定められた検査頻度及びサンプル数に基づき、検査計画を策定する。

められた検査頻度及びサンプル数に基づき、検査計画を策定する。

本庁担当部門は、計画したチーム検査項目に従い、検査ごとの詳細な計画を策定するとともにチー

本庁担当部門は、計画したチーム検査項目に従い、検査ごとの詳細な計画を策定するとともにチー

ム長及びチーム員を選定し、関係する事務所に共有する。

ム長及びチーム員を選定し、関係する事務所に共有する。

各チーム長は、関係事務所及び検査対象の事業者にチーム検査の日程、体制等を連絡して、検査が各チーム長は、関係事務所及び検査対象の事業者にチーム検査の日程、体制等を連絡して、検査が適切に行えるよう調整を行う。

適切に行えるよう調整を行う。

3.3 検査の実施

3.3 検査の実施

日常検査及びチーム検査において、検査気付き事項が確認された場合は、スクリーニングを実施

日常検査及びチーム検査において、検査気付き事項が確認された場合は、スクリーニングを実施

し、全ての検査指摘事項について、その理由とともに本庁担当部門に連絡する。原子力検査官は、検し、全ての検査指摘事項について、その理由とともに本庁担当部門に連絡する。原子力検査官は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」の判断を行うととも査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」の判断を行うとともに、並行して深刻度が「SLⅣ（通知なし）」までの評価を行う。

に、並行して深刻度が「SLⅣ（通知なし）」までの評価を行う。

4 検査報告法第 61 条の２の２第２項及び規則第３条第１項に基づき検査を実施し、報告書を作成する。

4

検査報告
法第 61 条の２の２第２項及び規則第３条第１項に基づき検査を実施し、検査報告書を作成する。

記載の適正化（誤記）

報告書は、実施要領「3.3 検査報告書の作成」に基づき作成することとし、事務所は四半期の検査終了

検査報告書は、実施要領「3.3 検査報告書の作成」に基づき作成することとし、事務所は四半期の検査後、日常検査及びチーム検査の結果を取りまとめて作成する。チーム検査結果は、検査チームが作成して終了後、日常検査及びチーム検査の結果を取りまとめて作成する。チーム検査結果は、検査チームが作成関係する事務所と共有する。

して関係する事務所と共有する。

なお、核燃料施設等の検査に係る報告書については、１つの事業者が複数の事業の許可又は指定を受け

なお、核燃料施設等の検査に係る検査報告書については、１つの事業者が複数の事業の許可又は指定をている場合であって、複数の施設の運転を１つの事業所で行っている場合には、複数の検査結果を取りま受けている場合であって、複数の施設の運転を１つの事業所で行っている場合には、複数の検査結果を取とめて報告書を作成することができる。例えば、同一事業所内に設置された原子力発電所及び非該当使用

りまとめて検査報告書を作成することができる。例えば、同一事業所内に設置された原子力発電所及び非者等の施設の検査を実施した場合、まとめて報告書を作成することができる。

該当使用者等の施設の検査を実施した場合、まとめて報告書を作成することができる。

本庁担当部門が実施した非該当使用者等の検査については、当該本庁担当部門が報告書を作成する。事

本庁担当部門が実施した非該当使用者等の検査については、当該本庁担当部門が報告書を作成する。事2- 36 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

務所が非該当使用者等に係る検査を実施した場合は、非該当使用者等の本庁担当部門にも報告する。

務所が非該当使用者等に係る検査を実施した場合は、非該当使用者等の本庁担当部門にも報告する。

法定確認行為等に係るチーム検査結果については、検査チームが報告書を作成して関係する事務所と法定確認行為等に係るチーム検査結果については、検査チームが報告書を作成して関係する事務所と

共有する。

共有する。

事務所又は検査チームは、締めくくり会議等で事業者と事実確認を実施、完了した上で、検査指摘事項

事務所又は検査チームは、締めくくり会議等で事業者と事実確認を実施、完了した上で、検査指摘事項

が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」若しくは深刻度が「SLⅣ（通知なし）」

が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」若しくは深刻度が「SLⅣ（通知なし）」と評価した場合、報告書に記載する。

と評価した場合、報告書に記載する。

本庁担当部門が規制措置において、違反等通知を必要とすると判定した場合には、本庁担当部門が違反

本庁担当部門が規制措置において、違反等通知を必要とすると判定した場合には、本庁担当部門が違反等通知文を作成し、原子力規制委員会に諮った上で事業者に通知するとともに関係する事務所又はチー等通知文を作成し、原子力規制委員会に諮った上で事業者に通知するとともに関係する事務所又はチーム検査官に連絡する。

ム検査官に連絡する。

検査指摘事項が「緑」を超える又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応あり）」の場合

検査指摘事項が「緑」を超える又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応あり）」の場合

は、報告書を確定する前に「GI0009 安全重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」に定めるとおり、

は、報告書を確定する前に「GI0009 安全重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」に定めるとおり、

本庁担当部門が事業者に通知するとともに関係する事務所に連絡する。

本庁担当部門が事業者に通知するとともに関係する事務所に連絡する。

検査が継続している事項については、締めくくり会議等において事業者と事実確認を行う。
5 その他
5.1 第三者機関等報告書の取扱い
検査において第三者機関等報告書を確認した場合は、その内容のみを根拠とした検査結果とはしない。
5.2 図表、写真等
図表、写真等を含めることにより、そうでない場合と比較して、状況の説明を短くすることができた

検査が継続している事項については、締めくくり会議等において事業者と事実確認を行う。
5その他
5.1 第三者機関等報告書の取扱い
検査において第三者機関等報告書を確認した場合は、その内容のみを根拠とした検査結果とはしない。
5.2 図表、写真等
図表、写真等を含めることにより、そうでない場合と比較して、状況の説明を短くすることができた

り、複雑な状態の説明が容易になったりする場合は、報告書に使用してもよい。

り、複雑な状態の説明が容易になったりする場合は、報告書に使用してもよい。

5.3 報告書の公表

5.3 報告書の公表

本庁担当部門は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」で本庁担当部門は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」であり、深刻度が「SLⅣ（通知なし）」である場合は、当該案件の概要を含めて四半期における原子力規制あり、深刻度が「SLⅣ（通知なし）」である場合は、当該案件の概要を含めて四半期における原子力規制

検査等の実施結果として原子力規制委員会に報告し、その後、報告書を事業者に通知するとともに、原子検査等の実施結果として原子力規制委員会に報告し、その後、報告書を事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページを通じて公表する。

力規制委員会のホームページを通じて公表する。

なお、報告書の案については、ホームページ掲載により事業者に開示し、当該事業者が事実誤認等に関・検査報告書案にする意見等の陳述を希望する場合は、書面又は公開の場で意見等を聴取する。
核物質防護に係る報告書は、「核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報」を含むため、非公開とする。
ホームページ掲載を行うに際して、報告書の内容に事業者の不開示情報が記載されていないことを十対して、事業者か
核物質防護に係る報告書は、「核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報」を含むため、非公開とする。
ホームページ掲載を行うに際して、報告書の内容に事業者の不開示情報が記載されていないことを十分に確認する。

分に確認する。

5.4 報告書に使用するフォント等

5.4 報告書に使用するフォント等報告書に使用するフォント等は以下のとおりとする。なお、フォントは原則全角とするが、アラビア数
字が２文字以上の場合は半角を用いる。
和文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
欧文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント

運用の明確化

報告書に使用するフォント等は以下のとおりとする。なお、フォントは原則全角とするが、アラビア数
字が２文字以上の場合は半角を用いる。
和文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
欧文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
3- 37 -

らの意見を聴取する手続を明確化

数字フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
用紙：Ａ４用紙、縦方向
句読点：「。」「、」マージン：上端30mm／下端30mm／左端26mm／右端26mm

数字フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
用紙：Ａ４用紙、縦方向
句読点：「。」「、」マージン：上端30mm／下端30mm／左端26mm／右端26mm

別添１ 事業所（施設）名及び記号

別添１ 事業所（施設）名及び記号

事業所（施設）名及び記号を別添１として示す。

事業所（施設）名及び記号を別添１として示す。

別添２ 原子力規制検査報告書様式

別添２ 原子力規制検査報告書様式

報告書の様式を別添２として示す。

報告書の様式を別添２として示す。

別添３ 原子力規制検査報告書記載要領

別添３ 原子力規制検査報告書記載要領

報告書の記載要領を別添３として示す。

報告書の記載要領を別添３として示す。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/1

１

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/1○運用の明確化

１

2021

改正の概要
施行
○運用の明確化①ガイド名を「報告作成」から「報①ガイド名を「報告作成」から「報告書作成」に修正

２

備考

告書作成」に修正②報告書記載要領を明確にするた②報告書記載要領を明確にするためガイドの構成を見直し（4.検めガイドの構成を見直し（4.検査報告、5.その他、別添２、別査報告、5.その他、別添２、別

添３）

添３）

○記載の適正化○記載の適正化○運用の明確化（新設）

改正に伴う修正①検査報告書の案に対して、事業者からの意見を聴取する手続を明確化（5.3 報告書の公表）②検査継続案件として報告書に記載する事案の対象を明確化（別添２、別添３）○記載の適正化

別添１【実用発電用原子炉施設】【実用発電用原子炉施設】
事業所（施設）
泊発電所
東北電力株式会社
発電所

事業所（施設）

記号
J01

東通原子力

別添１

事業所（施設）名及び記号

J02

泊発電所
東北電力株式会社
発電所
4- 38 -

記号
J01

東通原子力

J02

事業所（施設）名及び記号東京電力ホールディングス株式会社 東通原子力発電所

東京電力ホールディングス株式会社 東通原子力発電所

J03

J03

女川原子力発電所

J04

女川原子力発電所

J04

柏崎刈羽原子力発電所

J05

柏崎刈羽原子力発電所

J05

福島第二原子力発電所

J06

福島第二原子力発電所

J06

東海発電所

J07

東海発電所

J07

東海第二発電所

J08

東海第二発電所

J08

浜岡原子力発電所

J09

浜岡原子力発電所

J09

志賀原子力発電所

J10

志賀原子力発電所

J10

敦賀発電所

J11

敦賀発電所

J11

美浜発電所

J12

美浜発電所

J12

大飯発電所

J13

大飯発電所

J13

高浜発電所

J14

高浜発電所

J14

島根原子力発電所

J15

島根原子力発電所

J15

伊方発電所

J16

伊方発電所

J16

玄海原子力発電所

J17

玄海原子力発電所

J17

川内原子力発電所

J18

川内原子力発電所

J18

大間建設所

J19

大間建設所

J19

原子力発電所（その他）

J20

原子力発電所（その他）

J20【核燃料施設等】【核燃料施設等】
事業所（施設）記号

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

事業所（施設）記号

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ

K01

高速増殖原型炉もんじゅ

K01

新型転換炉原型炉ふげん

K02

新型転換炉原型炉ふげん

K02

大洗研究所

K03

大洗研究所

K03

原子力科学研究所

K04

原子力科学研究所

K04

核燃料サイクル工学研究所

K05

核燃料サイクル工学研究所

K05

人形峠環境技術センター

K06

人形峠環境技術センター

K06

青森研究開発センター

K07

青森研究開発センター

K07

日本原燃株式会社

日本原燃株式会社

再処理事業所

K08

再処理事業所

K08

濃縮・埋設事業所

K09

濃縮・埋設事業所

K09

原子燃料工業株式会社

原子燃料工業株式会社

熊取事業所

K10

熊取事業所

K10

東海事業所

K11

東海事業所

K11

三菱原子燃料株式会社

K12

三菱原子燃料株式会社

K12

株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

K13

株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

K13

国立大学法人京都大学複合原子力科学研究所

K14

国立大学法人京都大学複合原子力科学研究所

K14

5- 39 -

リサイクル燃料貯蔵株式会社リサイクル燃料備蓄センター

K15

リサイクル燃料貯蔵株式会社リサイクル燃料備蓄センター

K15

東芝エネルギーシステムズ株式会社

K16

東芝エネルギーシステムズ株式会社

K16

学校法人近畿大学原子力研究所

K17

学校法人近畿大学原子力研究所

K17

国立大学法人東京大学大学院工学系研究科原子力専攻

K18

国立大学法人東京大学大学院工学系研究科原子力専攻

K18

学校法人五島育英会東京都市大学原子力研究所

K19

学校法人五島育英会東京都市大学原子力研究所

K19

株式会社日立製作所王禅寺センタ

K20

株式会社日立製作所王禅寺センタ

K20

学校法人立教学院立教大学原子力研究所

K21

学校法人立教学院立教大学原子力研究所

K21

ニュークリア・デベロップメント株式会社

K22

ニュークリア・デベロップメント株式会社

K22

日本核燃料開発株式会社

K23

日本核燃料開発株式会社

K23

公益財団法人核物質管理センター

公益財団法人核物質管理センター

六ヶ所保障措置センター

K24

六ヶ所保障措置センター

K24

東海保障措置センター

K25

東海保障措置センター

K25

核燃料施設等（その他）

K26

核燃料施設等（その他）

K26

別添２ 原子力規制検査報告書様式

別添２ 原子力規制検査報告書様式○○株式会社□○○発電所○○株式会社□○○発電所

令和〇年度（第〇四半期）

令和〇年度（第〇四半期）

原子力規制検査報告書

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）（原子力施設安全及び放射線安全に関するもの）

令和〇年〇月

令和〇年〇月原子力規制委員会

原子力規制委員会

6- 40 -

目 次
１．実施概要 ..........................................................................
２．運転等の状況 ......................................................................
３．検査結果 ..........................................................................
４．検査内容 ..........................................................................
５．確認資料 ..........................................................................
別添１ 指摘事項の詳細 .............................................................................................................................
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...............................................................

目 次
１．実施概要 ..........................................................................
２．運転等の状況 ......................................................................
３．検査結果 ..........................................................................
４．検査内容 ..........................................................................
５．確認資料 ..........................................................................
別添１ 指摘事項の詳細 .............................................................................................................................
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 ..............................................................

１．実施概要１．実施概要（１）事業者名：（２）事業所名：（３）検査実施期間：（４）検査実施者：
検査補助者：
重要度等評価者：（１）事業者名：（２）事業所名：（３）検査実施期間：（４）検査実施者：
検査補助者：
重要度等評価者：

２．運転等の状況

２．運転等の状況

号機

出力（万 kW)

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況

号機

出力（万 kW)

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（又は使用者）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○四半期は、以下のとおりである。

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（又は使用者）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○四半期は、以下のとおりである。

３．１ 検査指摘事項

３．１ 検査指摘事項
7- 41 -

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）

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

件名

検査運用ガイド

検査運用ガイド

概要

概要

重要度／深刻度

重要度／深刻度

３．２ 未決事項
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

３．２ 未決事項
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

件名

件名

運用の明確化

検査運用ガイド

検査運用ガイド・検査継続案件と確認された指摘事項

確認された指摘事項

して報告書に記載

確認年月日
整理番号

確認年月日
整理番号

する事案の明確化

３．３ 検査継続案件
検査でパフォーマンスの劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内にその事実関係が十分に確認できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。
（１）

３．３ 検査継続案件
検査でパフォーマンスの劣化が確認されたが、検査期間内にその事実関係が十分に確認できなかったために、確認を継続している事案は、以下のとおりである。
（１）

件名

件名

検査運用ガイド

検査運用ガイド

事象の概要確認されたパフォーマ
ンス劣化
確認年月日

４．検査内容４．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

４．検査内容４．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

４．２ チーム検査（1）ガイド名

４．２ チーム検査（1）ガイド名

検査項目
検査対象

検査項目
検査対象

8

- 42 -

５．確認資料
５．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

５．確認資料
５．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

５．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

５．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

別添１ 指摘事項の詳細（１）

別添１ 指摘事項の詳細
（１）

件名

件名

監視領域(小分類）

監視領域(小分類）

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

指摘事項の重要度／
深刻度

指摘事項の重要度／
深刻度

指摘事項等の概要

指摘事項等の概要

事象の説明

事象の説明

指摘事項の重要度評
価等

指摘事項の重要度評
価等

規制措置

規制措置

指摘年月日
整理番号

指摘年月日
整理番号

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 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

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

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

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

安全文化の育成と維持に関する活動9- 43 -

別添３

原子力規制検査報告書記載要領

別添３

原子力規制検査報告書記載要領○○株式会社□１○○発電所２○○株式会社□１○○発電所２

令和〇年度（第〇四半期）

令和〇年度（第〇四半期）

原子力規制検査報告書

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）３（原子力施設安全及び放射線安全に関するもの）３

令和○年○月

令和○年○月原子力規制委員会

原子力規制委員会

───────────────────────────
1 株式会社と発電所名の間は一字空ける。
2 使用者の検査を実施した場合には「使用者名と施設名」を記載する。原子力発電所及び非該当使用者等の施設の検査を実施した場合には「事業者名と施設名」又は「設置者名と施設名」を記載する。

───────────────────────────
1 株式会社と発電所名の間は一字空ける。
2 使用者の検査を実施した場合には「使用者名と施設名」を記載する。原子力発電所及び非該当使用者等の施設の検査を実施した場合には「事業者名と施設名」又は「設置者名と施設名」を記載する。

3 表紙に使用するフォントは「MS UI Gothic」標準 20.0 ポイント（但し、本箇所のみ 16.0 ポイント）と

3 表紙に使用するフォントは「MS UI Gothic」標準 20.0 ポイント（但し、本箇所のみ 16.0 ポイント）と

する。

する。

10

- 44 -

目 次４

目 次４

１．実施概要................................................................................................................................................ 1
２．運転等の状況....................................................................................................................................... 2
３．検査結果................................................................................................................................................ 3４．検査内容................................................................................................................................................ 4
５．確認資料................................................................................................................................................ 7
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

１．実施概要................................................................................................................................................ 1
２．運転等の状況....................................................................................................................................... 2
３．検査結果................................................................................................................................................ 3４．検査内容................................................................................................................................................ 4
５．確認資料................................................................................................................................................ 7
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──────────────────────────────────────────────────────

4 報告書に使用するフォントは、「MS UI Gothic」標準 12.0 ポイントとする。

4 報告書に使用するフォントは、「MS UI Gothic」標準 12.0 ポイントとする。

11- 45 -

１．実施概要（１）事業者名５：○○株式会社（２）事業所名６：○○発電所及び本店（３）検査実施期間７：令和〇年〇月〇日～令和〇年〇月〇日（４）検査実施者８：○○原子力規制事務所
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
原子力規制部検査グループ実用炉監視部門○○ ○○９
検査補助者 ：○○原子力規制事務所○○ ○○10
重要度等評価者 ：原子力規制部検査グループ検査監督総括課検査評価室○○ ○○１．実施概要（１）事業者名５：○○株式会社（２）事業所名６：○○発電所及び本店（３）検査実施期間７：令和〇年〇月〇日～令和〇年〇月〇日（４）検査実施者８：○○原子力規制事務所
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
原子力規制部検査グループ実用炉監視部門○○ ○○９
検査補助者 ：○○原子力規制事務所○○ ○○10
重要度等評価者 ：原子力規制部検査グループ検査監督総括課検査評価室○○ ○○───────────────────────────
5 設置許可申請書等に記載されている名称とする。
6 発電所名等を正式名称で記載する。また、施設を判別する必要がある場合には施設名まで記載する。なお、本店、事業本部等で実施した場合には追加して記載する。
7 検査実施期間は、締めくくり会議日にかかわらず、各四半期の初日及び最終日を記載する。ただし、非該当使用者等に係る検査については、その実施日を記載する。
8 原子力検査官として期間中に検査に参加した者を部門別に記載する。
9 検査補助者は、原子力検査官以外の者（原子力防災専門官、上席放射線防災専門官等）を記載する。
10 重要度等評価者は、評価が「白」以上または「規制対応あり」となった場合、担当した本庁検査評価室員を記載する。

───────────────────────────
5 設置許可申請書等に記載されている名称とする。
6 発電所名等を正式名称で記載する。また、施設を判別する必要がある場合には施設名まで記載する。なお、本店、事業本部等で実施した場合には追加して記載する。
7 検査実施期間は、締めくくり会議日にかかわらず、各四半期の初日及び最終日を記載する。ただし、非該当使用者等に係る検査については、その実施日を記載する。
8 原子力検査官として期間中に検査に参加した者を部門別に記載する。
9 検査補助者は、原子力検査官以外の者（原子力防災専門官、上席放射線防災専門官等）を記載する。
10 重要度等評価者は、評価が「白」以上または「規制対応あり」となった場合、担当した本庁検査評価室員を記載する。

12- 46 -

２．運転等の状況
号機

出力（万 kW)

１号機

57.9

２号機
３号機

２．運転等の状況
号機

出力（万 kW)

廃止措置中（使用済燃料搬出済み）12

１号機

57.9

廃止措置中（使用済燃料搬出済み）12

91.2

停止中

２号機

91.2

停止中

91.2

運転中

３号機

91.2

運転中

４号機

91.2

停止中（〇月〇日発電停止）13

５号機

91.2

運転中（〇月〇日発電開始）

６号機

130.0

建設中（〇月〇日設置許可）14

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況 11

４号機

91.2

停止中（〇月〇日発電停止）

５号機

91.2

運転中（〇月〇日発電開始）

６号機

130.0

建設中（〇月〇日設置許可）

13

14

２．運転等の状況

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況 11

２．運転等の状況

施設名

検査期間中の運転、操業、停止、廃止措置及び建設の状況等 15

施設名

検査期間中の運転、操業、停止、廃止措置及び建設の状況等 15

加工施設

停止中、操業中

加工施設

停止中、操業中

再処理施設

運転中、廃止措置中（ガラス固化前）

再処理施設

運転中、廃止措置中（ガラス固化前）試験研究用等
原子炉施設

停止中、実験中、実験中以外

試験研究用等
原子炉施設

停止中、実験中、実験中以外

研究開発段階炉

運転中、停止中、廃止措置中 (令和○○年○○月○○日～)

研究開発段階炉

運転中、停止中、廃止措置中 (令和○○年○○月○○日～)

使用施設

核燃料物質使用中、使用停止中

使用済燃料貯蔵施設 操業中
管理・埋設施設停止中、運転中───────────────────────────
11 検査期間終了時の運転又は停止状況を記載する。検査期間中に運転、停止等があった場合にはその月日も記載する。
12 廃止措置状況については、廃止措置中と記載し、燃料の状況（使用済燃料プールに貯蔵中等）について
括弧書きで記載する。検査期間中に燃料の搬出が完了した場合や廃止措置計画の認可があった場合にはその月日を記載する。
13 停止は解列日、運転（発電開始）は並列日とする。
14 建設状況については、建設に着工した施設を建設中と記載し、検査期間中に建設着工や燃料の搬入等が行われた場合にはその月日を記載する。なお、建設着工は設置許可日を起点とする。
15 非該当使用者等の施設については、運転等の状況を記載しない

使用施設

核燃料物質使用中、使用停止中

使用済燃料貯蔵施設 操業中
管理・埋設施設停止中、運転中───────────────────────────
11 検査期間終了時の運転又は停止状況を記載する。検査期間中に運転、停止等があった場合にはその月日も記載する。
12 廃止措置状況については、廃止措置中と記載し、燃料の状況（使用済燃料プールに貯蔵中等）について
括弧書きで記載する。検査期間中に燃料の搬出が完了した場合や廃止措置計画の認可があった場合にはその月日を記載する。
13 停止は解列日、運転（発電開始）は並列日とする。
14 建設状況については、建設に着工した施設を建設中と記載し、検査期間中に建設着工や燃料の搬入等が行われた場合にはその月日を記載する。なお、建設着工は設置許可日を起点とする。
15 非該当使用者等の施設については、運転等の状況を記載しない

13- 47 -

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（又は使用者）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。
第〇四半期の結果は、以下のとおりである。

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（又は使用者）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。
第〇四半期の結果は、以下のとおりである。

３．１ 検査指摘事項 16
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）17○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

３．１ 検査指摘事項 16
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）17○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

件名 18○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷
却系の停止

件名 18

○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷
却系の停止

検査運用ガイド 19

BM0110 作業管理

検査運用ガイド 19

BM0110 作業管理

概要

20

重要度／深刻度

20

安全系母線の点検に関する配線接続作業中誤って作業対象ではない
端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回
路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線から給電されている燃料ピット冷却系等の設備が停止した。

概要

緑／SLⅣ（通知なし 21）

重要度／深刻度───────────────────────────
16 指摘事項が認められなかった場合は、「指摘事項なし」と記載する。
17 指摘事項は、指摘事項毎に番号を付する。
（以下、「未決事項」「検査継続案件」も同様）
18 指摘事項とした事象について、発生した事象の内容及び不適切な行為を分かりやすく簡潔に記載する。
19 検査運用ガイドの管理番号及び名称を記載する。
（以下、「未決事項」「検査継続案件」も同様）
20 概要を 4～5 行で記載する。
21 通知なし：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書なし
通知あり：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書あり

安全系母線の点検に関する配線接続作業中誤って作業対象ではない
端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回
路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線から給電されている燃料ピット冷却系等の設備が停止した。
緑／SLⅣ（通知なし 21）───────────────────────────
16 指摘事項が認められなかった場合は、「指摘事項なし」と記載する。
17 指摘事項は、指摘事項毎に番号を付する。
（以下、「未決事項」「検査継続案件」も同様）
18 指摘事項とした事象について、発生した事象の内容及び不適切な行為を分かりやすく簡潔に記載する。
19 検査運用ガイドの管理番号及び名称を記載する。
（以下、「未決事項」「検査継続案件」も同様）
20 概要を 4～5 行で記載する。
21 通知なし：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書なし
通知あり：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書あり

14- 48 -

３．２ 未決事項 22
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

３．２ 未決事項 22
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

件名

○○○○

件名

○○○○

検査運用ガイド

BM0110 作業管理

検査運用ガイド

BM0110 作業管理

確認された指摘事項 〇〇〇〇

確認された指摘事項 〇〇〇〇

確認年月日 23
整理番号 24

確認年月日 23
整理番号 24

令和〇年〇月〇日
Jxx-xxxxxx-xx

令和〇年〇月〇日
Jxx-xxxxxx-xx

３．３ 検査継続案件 25
３．３ 検査継続案件 25
検査でパフォーマンスの劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内にその事実関検査でパフォーマンスの劣化が確認されたが、検査期間内にその事実関係が十分に確認できなかった 運用の明確化
26
係が十分に確認できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。
ために、確認を継続している事案は、以下のとおりである。26
・検査継続案件と（１）（１）

して報告書に記載

件名○○室における廃棄物容器からの火災について

件名

○○○

検査運用ガイド

BE0020 火災防護

検査運用ガイド

BM0110 作業管理

事象の概要

令和○○年○○月○○日、○○室において廃棄物容器から出火し、その後、公設消防により鎮火が確認された。出火原因は調査中。

確認されたパフォーマ
〇〇〇〇
ンス劣化
確認年月日 27

令和○○年○○月○○日

なお、令和〇年第○四半期の原子力規制検査報告書の検査継続案件「〇〇〇」については、検査に
なお、令和〇年〇月〇日にパフォーマンス劣化を確認した検査継続案件「〇〇〇」については、検査によ
27
よる事実確認等を実施した結果、指摘事項に該当しないと判断した。
る事実確認等を実施した結果、指摘事項に該当しないと判断した。28───────────────────────────
22 未決事項がない場合は、「なし」と記載する。
23 事務所等が指摘事項を確認した年月日とする。
24 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（2 桁表示）」とする。
25 検査継続案件がない場合は、「なし」と記載する。
26「GI0001 共通事項に係る検査運用ガイド」に記載されているとおり、検査期間の終了時点で、検査指摘事項となるかどうかの評価ができなかったものの、パフォーマンス劣化が認められる（その可能性があるものを含む）事案がある場合であって、締めくくり会議等でその旨を事業者に伝え、当該事案については継続して検査をおこなうもの。
（削る）
27 前四半期以前に検査継続案件として報告書に記載されているもののうち、指摘事項に該当しないことが確認された案件について記載する。

───────────────────────────
22 未決事項がない場合は、「なし」と記載する。
23 事務所等が指摘事項を確認した年月日とする。
24 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（2 桁表示）」とする。
25 検査継続案件がない場合は、「なし」と記載する。
26「GI0001 共通事項に係る検査運用ガイド」に記載されているとおり、検査指摘事項に該当するか判断できない事案がある場合であって、一旦締めくくり会議でその旨を事業者に伝えているもの。

27 事務所等でパフォーマンス劣化を確認した年月日を記載する。
28 前四半期以前に検査継続案件として報告書に記載されているもののうち、指摘事項に該当しないことが確認された案件について記載する。

15- 49 -する事案の明確化

４．検査内容
４．１ 日常検査 28（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成 29
検査対象 30 31 32１）〇号機化学体積制御系統（指摘事項あり）33
２）〇号機余熱除去系統
検査項目 包括的系統構成 34
検査対象１）〇号機原子炉補機冷却海水系統
２）〇号機補助給水系統（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止 35
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
２）○号機 原子炉の起動操作

４．検査内容４．１ 日常検査 29（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成 30
検査対象 31 32 33１）〇号機化学体積制御系統（指摘事項あり）34
２）〇号機余熱除去系統
検査項目 包括的系統構成 35
検査対象１）〇号機原子炉補機冷却海水系統
２）〇号機補助給水系統（２）BO1030 原子炉起動停止
検査項目 原子炉起動停止 36
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
２）○号機 原子炉の起動操作（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 36
検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 37
検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析───────────────────────────
28 サンプル数の最小単位である１サンプルに対して、検査が終了した日に該当する四半期の報告書に当該検査結果を記載する。
29 検査項目は、各検査運用ガイドの別紙「検査要件まとめ表」に掲載されているものを記載する。
30 検査対象等に原子力略語を極力使用しない。例)×DG→○非常用ディーゼル発電機
31 検査項目に対して、適切な検査対象名となるように記載する。
32 検査対象である対象施設とサンプル数が原則一致するように記載する。
33 検査対象に指摘事項があった場合、「指摘事項あり」を検査名に続けて括弧書きで記載する。なお、「未決事項」「検査継続案件」の場合は記載しない。
34 検査項目が複数となる場合、並列して記載する。
35 原子炉起動停止については、検査が長期に渡る可能性があるため、各検査対象が終了した四半期の報告書に記載する。ただし、サンプル数の計上は、検査がすべて終了した日の四半期に行う。

───────────────────────────
29 サンプル数の最小単位である１サンプルに対して、検査が終了した日に該当する四半期の検査結果報告書に当該検査結果を記載する。
30 検査項目は、各検査運用ガイドの別紙「検査要件まとめ表」に掲載されているものを記載する。
31 検査対象等に原子力略語を極力使用しない。例)×DG→○非常用ディーゼル発電機
32 検査項目に対して、適切な検査対象名となるように記載する。
33 検査対象である対象施設とサンプル数が原則一致するように記載する。
34 検査対象に指摘事項があった場合、「指摘事項あり」を検査名に続けて括弧書きで記載する。なお、「未
決事項」「検査継続案件」の場合は記載しない。
35 検査項目が複数となる場合、並列して記載する。
36 原子炉起動停止については、検査が長期に渡る可能性があるため、各検査対象が終了した四半期の報告書に記載する。ただし、サンプル数の計上は、検査がすべて終了した日の四半期に行う。

36 日常観察について、指摘事項がない場合は日常検査の項目への記載はしない。

37 日常観察について、指摘事項がない場合は日常検査の項目への記載はしない。

16- 50 -

（４）BQ0040 安全実績指標の検証 37
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象１）○～○号機 38○○発電所 ○○年度第○四半期の安全実績指標（ＰＩ）（４）BQ0040 安全実績指標の検証 38
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象１）○～○号機 39○○発電所 ○○年度第○四半期の安全実績指標（ＰＩ）（５）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）〇号機 〇〇に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）39（５）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）〇号機 〇〇に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）40（６）BZ2010 非該当使用者等
検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設（６）BZ2010 非該当使用者等
検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設

記載の適正化（誤記）

４．２ チーム検査 40（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和〇年度の放射線業務従事者の線量分布
２）〇号機高線量配管の線量評価及び遮へい

４．２ チーム検査 41（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和〇年度の放射線業務従事者の線量分布
２）〇号機高線量配管の線量評価及び遮へい(２)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(２)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

───────────────────────────
37 四半期毎に事業者から提出があるが、検査を行った場合に記載する。
38 複数号機検査を行った場合はまとめて１件（１サンプル）とする。
39 検査対象の選定理由として特別な理由があった場合には、その理由（例 選定理由：LCO（運転上の制限）の逸脱発生、異常事象発生等）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。また、当該検査対象に指摘事項があった場合には、その旨（指摘事項あり）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。
40 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

───────────────────────────
38 四半期毎に事業者から提出があるが、検査を行った場合に記載する。
39 複数号機検査を行った場合はまとめて１件（１サンプル）とする。
40 検査対象の選定理由として特別な理由があった場合には、その理由（例 選定理由：LCO（運転上の制限）の逸脱発生、異常事象発生等）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。また、当該検査対象に指摘事項があった場合には、その旨（指摘事項あり）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。
41 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

17- 51 -

記載の適正化（誤記）

５．確認資料
５．１ 日常検査（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）〇号機化学体積制御系統（指摘事項あり）
資料名 41 42 43
・○○○２）〇号機余熱除去系統
資料名
・○○○

５．確認資料
５．１ 日常検査（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）〇号機化学体積制御系統（指摘事項あり）
資料名 42 43 44
・○○○２）〇号機余熱除去系統
資料名
・○○○

検査項目 包括的系統構成
検査対象
１）〇号機原子炉補機冷却海水系統

検査項目 包括的系統構成
検査対象
１）〇号機原子炉補機冷却海水系統

資料名
・○○○
２）〇号機補助給水系統
資料名
・○○○

資料名
・○○○
２）〇号機補助給水系統
資料名
・○○○

（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
資料名 ※
・○○○
２）○号機 原子炉の起動操作
資料名
・○○○

（２）BO1030 原子炉起動停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
資料名 ※
・○○○
２）○号機 原子炉の起動操作
資料名
・○○○

───────────────────────────
41 確認資料がない場合、「資料なし」と記載する。
42 確認資料のうち、記録関係についてはトレースできる情報（日付等）を記載する。
例)〇〇発電所不適合管理表（2020 年○月◯日～○月◯日分）
要領書、手順書等は最新のものを使用していることを確認しているという前提で、改訂番号等は記載しなくても良い。
43 許認可図書や保安規定など、既に規制庁に提出されており検査において確実に確認する文書類については記載しなくても良い。

───────────────────────────
42 確認資料がない場合、「資料なし」と記載する。
43 確認資料のうち、記録関係についてはトレースできる情報（日付等）を記載する。
例)〇〇発電所不適合管理表（2020 年○月◯日～○月◯日分）
要領書、手順書等は最新のものを使用していることを確認しているという前提で、改訂番号等は記載しなくても良い。
44 許認可図書や保安規定など、既に規制庁に提出されており検査において確実に確認する文書類については記載しなくても良い。

18- 52 -

（３）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
・○○○

（３）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
・○○○

（４）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）〇号機 〇〇に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）
資料名
・○○○

（４）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）〇号機 〇〇に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）
資料名
・○○○

（５）BZ2010 非該当使用者等（５）BZ2010 非該当使用者等

検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設
資料名
・○○○

検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設
資料名
・○○○

５．２ チーム検査 44（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和〇年度の放射線業務従事者の線量分布
資料名・被ばく線量集計及び放射線作業計画に関する情報提示（〇/〇/〇)
２）〇号機高線量配管の線量評価及び遮へい
資料名・〇号機 全域サーベイ測定記録（〇月）・〇号機 燃料プール冷却浄化系配管計装線図

５．２ チーム検査 45（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和〇年度の放射線業務従事者の線量分布
資料名・被ばく線量集計及び放射線作業計画に関する情報提示（〇/〇/〇)
２）〇号機高線量配管の線量評価及び遮へい
資料名・〇号機 全域サーベイ測定記録（〇月）・〇号機 燃料プール冷却浄化系配管計装線図───────────────────────────
44 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

───────────────────────────
45 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

19- 53 -

記載の適正化（誤記）

(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査項目 年次検査
検査対象
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
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
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
資料名
・〇〇〇
・〇〇〇
※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 ※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45します。
します。46──────────────────────────────────────────────────────

45 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

46 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

は非公表とし、その検査対象の資料名に※をつける。

は非公表とし、その検査対象の資料名に※をつける。

20- 54 -

別添１ 指摘事項の詳細 46（１）○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

別添１ 指摘事項の詳細 47（１）○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

件名○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

件名○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止監視領域(小分類）

閉じ込めの維持監視領域(小分類）

閉じ込めの維持

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BM0110 作業管理
作業管理
安全系母線（４－３Ｃ）に係る保全活動

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BM0110 作業管理
作業管理
安全系母線（４－３Ｃ）に係る保全活動

指 摘 事項 の 重要度
緑 ／ ＳＬⅣ（通知なし）／深刻度

指摘事項等の概要 47

原子炉停止中の○○発電所〇号機において、安全系母線の点検に関する配線接続作業を実施していた担当者が誤って作業対象ではない端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線の電圧低下を示す警報が発信し、４－３Ｃ母線から給電されている
燃料ピット冷却系等の設備が停止した。
作業計画書では、作業誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、これを十分に履行しなかったことは、保安規定
第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。このパフォーマンスの劣化により燃料ピット冷却系が停止したことは「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の目的に影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。

───────────────────────────
46 指摘事項の重要度評価及び規制措置の内容が大部にわたる場合は、「補足情報」と題し添付書類としてまとめる。
47 規制要求に適合しなかった機能要求又は規格の内容、指摘事項の重要度及び事業者が自ら発見したもの
か否かを記載する。また、「違反が発生した時期」、「違反が続いた期間（締めくくり会議の時点で進行中であればその旨を記載する。）」及び「違反に対して行った事業者の対応」について記載する。

指 摘事 項の 重要 度
緑 ／ ＳＬⅣ（通知なし）／深刻度

指摘事項等の概要 48

原子炉停止中の○○発電所〇号機において、安全系母線の点検に関する配線接続作業を実施していた担当者が誤って作業対象ではない端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線の電圧低下を示す警報が発信し、４－３Ｃ母線から給電されている
燃料ピット冷却系等の設備が停止した。
作業計画書では、作業誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、これを十分に履行しなかったことは、保安規定
第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。このパフォーマンスの劣化により燃料ピット冷却系が停止したことは「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の目的に影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。

───────────────────────────
47 指摘事項の重要度評価及び規制措置の内容が大部にわたる場合は、「補足情報」と題し添付書類としてまとめる。
48 規制要求に適合しなかった機能要求又は規格の内容、指摘事項の重要度及び事業者が自ら発見したもの
か否かを記載する。また、「違反が発生した時期」、「違反が続いた期間（締めくくり会議の時点で進行中であればその旨を記載する。）」及び「違反に対して行った事業者の対応」について記載する。

21- 55 -

事象の説明 48

令和〇年〇月〇日、定期検査のため原子炉停止中の○○発電所〇号機において、安全系母線４－３Ｄの電圧検出回路に関するテスト用配線の接続作業を実施していた担当者が、本来、作業計
画書に基づき、養生等を実施して対象の４－３Ｄ母線側の端子を明確にしてから配線作業を行うべきところ、これを実施せず、誤って作業対象でない４－３Ｃ母線側の端子に配線を接続した。その結果、４－３Ｃ母線電圧検出回路の回線保護用ヒューズが溶断し、母線電圧の低下を示す警報「４－３Ｃ、Ｄ母線電圧低（ＵＶ動作）」が発信した。この警報が発信したことにより、４－３Ｃ母線から給電していた、Ａ及びＢ海水ポンプ、Ａ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ燃料ピットポンプ等の設備が停止し、燃料ピット冷却系による燃料ピットの除熱機能が約〇分間喪失した。

事象の説明 49

令和〇年〇月〇日、定期検査のため原子炉停止中の○○発電所〇号機において、安全系母線４－３Ｄの電圧検出回路に関するテスト用配線の接続作業を実施していた担当者が、本来、作業計
画書に基づき、養生等を実施して対象の４－３Ｄ母線側の端子を明確にしてから配線作業を行うべきところ、これを実施せず、誤って作業対象でない４－３Ｃ母線側の端子に配線を接続した。その結果、４－３Ｃ母線電圧検出回路の回線保護用ヒューズが溶断し、母線電圧の低下を示す警報「４－３Ｃ、Ｄ母線電圧低（ＵＶ動作）」が発信した。この警報が発信したことにより、４－３Ｃ母線から給電していた、Ａ及びＢ海水ポンプ、Ａ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ燃料ピットポンプ等の設備が停止し、燃料ピット冷却系による燃料ピットの除熱機能が約〇分間喪失した。

［パフォーマンスの劣化］49
４－３Ｄ母線電圧検出回路に係る点検の作業計画書では、作業［パフォーマンスの劣化］50
４－３Ｄ母線電圧検出回路に係る点検の作業計画書では、作業誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、作業員が養生等を実施せずに配線接続作業を行ったことは、業務が管理された状態で実施されていたとは言えないことから、保安規定
第３条「７．５．１業務の管理」の要求事項に対する違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。

誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、作業員が養生等を実施せずに配線接続作業を行ったことは、業務が管理された状態で実施されていたとは言えないことから、保安規定
第３条「７．５．１業務の管理」の要求事項に対する違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。

［スクリーニング］50
このパフォーマンスの劣化により、４－３Ｃ母線から電源を供給されているＡ系統の設備、特に、燃料ピット冷却系の機能が〇分間停止した。使用済燃料の冷却は被覆管による放射性物質の閉じ込め
指 摘 事項 の 重要度 機能を維持するために必要であることから、パフォーマンスの劣化は評価等「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）」、「ヒューマン・パフォーマンス」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しており、検査指摘事項に該当する。

［スクリーニング］51
このパフォーマンスの劣化により、４－３Ｃ母線から電源を供給されているＡ系統の設備、特に、燃料ピット冷却系の機能が〇分間停止した。使用済燃料の冷却は被覆管による放射性物質の閉じ込め
指 摘事 項の 重要 度 機能を維持するために必要であることから、パフォーマンスの劣化は評価等「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）」、「ヒューマン・パフォーマンス」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しており、検査指摘事項に該当する。

［重要度評価］51
当該原子炉は定期検査のため停止中であり、燃料集合体は全て
炉心から燃料ピットに移動され、燃料ピット冷却系により残留熱の除去が行われていた。
この状態を踏まえると、リスク評価上着眼すべき対象は使用済燃料の冷却状態であり、その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

［重要度評価］52
当該原子炉は定期検査のため停止中であり、燃料集合体は全て
炉心から燃料ピットに移動され、燃料ピット冷却系により残留熱の除去が行われていた。
この状態を踏まえると、リスク評価上着眼すべき対象は使用済燃料の冷却状態であり、その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 出力運転時の指摘事項に対する安全重要度評価ガイド」、「別紙３－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問」を適用した。この結果、

時の指摘事項に対する安全重要度評価ガイド」、「別紙３－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問」を適用した。この結果、
22- 56 -

詳細リスク評価の要否を判断するための「Ｄ.使用済燃料プール」の質問に対する答えが全て「いいえ」となることから詳細リスク評価は不要と判断し、重要度は「緑」と判定する。

詳細リスク評価の要否を判断するための「Ｄ.使用済燃料プール」の質問に対する答えが全て「いいえ」となることから詳細リスク評価は不要と判断し、重要度は「緑」と判定する。

規制措置［深刻度評価］53
検査指摘事項は、保安規定第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、「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「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、当該事象は同ガイド「３．３（２）」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。

規制措置［深刻度評価］53
検査指摘事項は、保安規定第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、「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「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、当該事象は同ガイド「３．３（２）」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。

指摘年月日 53
整理番号 54

令和〇年〇月〇日
Jxx-xxxxxx-xx

指摘年月日 54
整理番号 55

令和〇年〇月〇日
Jxx-xxxxxx-xx───────────────────────────
48 原子力検査官と事業者が問題に気付いた時期を記載する。指摘事項や違反又はその両方に関連する状況を説明し、指摘事項の重要度評価等及び規制措置の項で説明される判断を裏付け、原子力安全及び核物質防護への影響を理解するのに十分な事実情報を記載する。また、必要があれば、その指摘事項や違反に関連する他の検査活動の記録や文書名も記載する。それまで把握されていなかった弱点を原子力検査官が発見したと判断される指摘事項や違反の場合、事前に事業者が問題を発見し、分析、評価又は是正処置を行っていても、事業者は適切に問題を分析、評価又は是正しなかったという証拠を記載する。
49 パフォーマンスの劣化について説明する。適合しなかった規制要件や基準を特定し、事業者がどのように要件を満たさなかったかを説明する。
50 記載されたパフォーマンスの劣化に対して「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき「軽微」を超える根拠を特定し、特定されたスクリーニングの理由を説明する（例えば、監視領域の目的にどのように悪影響を及ぼしたのかについて説明する、是正しないまま放置された場合に、より大きな原子力安全及び核物質防護上の懸念につながる可能性について説明する等）。
51 指摘事項の重要度を決定するために使用された論理について、以下のとおり記載する。
(1) 全ての重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（核物質防護については「核物質防護に係る重要度評価に関するガイド」）
b. 決定に使用された a のガイドの附属書
c. 決定に使用された仮定（これらの仮定は報告書の添付書類で参照し説明することができる。
）
d. 結果（実用発電用原子炉施設の場合は色、核燃料施設等の場合は追加対応の有無）(2) PRA を活用した場合の重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 指摘事項を「緑」と評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」と判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状況が継続した時間を制限した
最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和能力や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
b. 指摘事項を「緑」を超えると評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」を超えると判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状態が継続した時間が最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和機能や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
(3) 定性的重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 定性的な評価により付された点数の算出の根拠
b. 結論に達するために使用された点数事務所は、「緑」又は「指摘事項（追加対応なし）」を超えるかどうかの初期評価を行う。

───────────────────────────
49 原子力検査官と事業者が問題に気付いた時期を記載する。指摘事項や違反又はその両方に関連する状況を説明し、指摘事項の重要度評価等及び規制措置の項で説明される判断を裏付け、原子力安全及び核物質防護への影響を理解するのに十分な事実情報を記載する。また、必要があれば、その指摘事項や違反に関連する他の検査活動の記録や文書名も記載する。それまで把握されていなかった弱点を原子力検査官が発見したと判断される指摘事項や違反の場合、事前に事業者が問題を発見し、分析、評価又は是正処置を行っていても、事業者は適切に問題を分析、評価又は是正しなかったという証拠を記載する。
50 パフォーマンスの劣化について説明する。適合しなかった規制要件や基準を特定し、事業者がどのように要件を満たさなかったかを説明する。
51 記載されたパフォーマンスの劣化に対して「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき「軽微」を超える根拠を特定し、特定されたスクリーニングの理由を説明する（例えば、監視領域の目的にどのように悪影響を及ぼしたのかについて説明する、是正しないまま放置された場合に、より大きな原子力安全及び核物質防護上の懸念につながる可能性について説明する等）。
52 指摘事項の重要度を決定するために使用された論理について、以下のとおり記載する。
(1) 全ての重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（核物質防護については「核物質防護に係る重要度評価に関するガイド」）
b. 決定に使用された a のガイドの附属書
c. 決定に使用された仮定（これらの仮定は報告書の添付書類で参照し説明することができる。
）
d. 結果（実用発電用原子炉施設の場合は色、核燃料施設等の場合は追加対応の有無）(2) PRA を活用した場合の重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 指摘事項を「緑」と評価するために使用されたスクリーニング基準。「緑」と判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状況が継続した時間を制限した
最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和能力や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
b. 指摘事項を「緑」を超えると評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」を超えると判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状態が継続した時間が最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和機能や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
(3) 定性的重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 定性的な評価により付された点数の算出の根拠
b. 結論に達するために使用された点数事務所は、「緑」又は「指摘事項（追加対応なし）」を超えるかどうかの初期評価を行う。
23- 57 -

52「GI0004 原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行う。事務所は SLⅣを超えるかど
うかの初期評価を行う。
53 指摘年月日は、評価が確定した年月日とする。
（例：「緑」の場合は事務所が判断した日、「緑を超える」場合は本庁が評価を決定した日）
54 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（2 桁表示）」とする。

53「GI0004 原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行う。事務所は SLⅣを超えるかど
うかの初期評価を行う。
54 指摘年月日は、評価が確定した年月日とする。
（例：「緑」の場合は事務所が判断した日、「緑を超える」場合は本庁が評価を決定した日）
55 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（2 桁表示）
」とする。

24

- 58 -

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55（１）問題の特定（２）問題の重要度分類及び評価 56（３）是正処置 57

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 56（２）問題の重要度分類及び評価 57（３）是正処置 58

他施設における運転経験及び知見の活用 58

他施設における運転経験及び知見の活
用 59

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（２）内部監査の実施状況
59
査

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（２）内部監査の実施状況
60
査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
持に関する活動 60（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

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
持に関する活動 61（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──────────────────────────────────────────────────────

55 問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

56 問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

56 問題の重要度分類及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

57 問題の重要度分類及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

• 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本原因分析を含む。
）• 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本原因分析を含む。）• オペラビリティー及びその逸脱等の報告に関する適切な検討• オペラビリティー及びその逸脱等の報告に関する適切な検討• 問題解決のための重要度分類及び評価に係るリスクの適切な検討• 問題解決のための重要度分類及び評価に係るリスクの適切な検討

57 事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与える重大な事象については、再発防止のために講じられた是正処置に関連する観察事項を記載する。
58 事業者が他施設の運転経験及び知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして適切な未然防止処置を明確にして、対策を講じているか否かを確認し、その実施状況を記載する。

58 事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与える重大な事象については、再発防止のために講じられた是正処置に関連する観察事項を記載する。
59 事業者が他施設の運転経験及び知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして適切な未然防止処置を明確にして、対策を講じているか否かを確認し、その実施状況を記載する。

59 事業者が実施した是正処置、安全活動の自己評価及び内部監査が事業者のパフォーマンスを適切に評価

60 事業者が実施した是正処置、安全活動の自己評価及び内部監査が事業者のパフォーマンスを適切に評価し、改善が必要な分野を特定し、かつ、改善の活動が実施されているか否かを確認し、その実施状況を記し、改善が必要な分野を特定し、かつ、改善の活動が実施されているか否かを確認し、その実施状況を記

載する。

載する。

60 事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項のほか、根本原因分析

61 事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項のほか、根本原因分析を実施していれば、その結果から安全文化に係る事項を含む。）について、以下の a 及び b の確認を行う。

を実施していれば、その結果から安全文化に係る事項を含む。）について、以下の a 及び b の確認を行う。

なお、報告書の記載は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(附属書１安全文化の育成と維持に関

なお、報告書の記載は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(附属書１安全文化の育成と維持に関するガイド)」を参照する。

するガイド)」を参照する。

a. 安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

a. 安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

b. 安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価

b. 安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価

25- 59 -

重要度評価等の事務手順運用ガイド（新旧対照表）1- 60 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

重要度評価等の事務手順運用ガイド

重要度評価等の事務手順運用ガイド（GI0009_r1）（GI0009_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目 次

改正理由
改正に伴う修正

記載の適正化（誤記）

1 目的 ................................................................................. 3

1. 目 的 ............................................................................................ 32 検査指摘事項の重要度評価.............................................................. 4

2. 検査指摘事項の重要度評価............................................................... 43 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）............................................. 12

3. 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）........................................ 12

4 総合的な評定......................................................................... 16

4. 総合的な評定.................................................................................. 16

1 目的

1．目 的

本事務手順ガイドは、原子力規制検査等実施要領に記載されている事項のうち、以下の項目に係る具体

本事務手順ガイドは、原子力規制検査等実施要領に記載されている事項のうち、以下の項目に係る具体的な事務手順を定めたものである。

的な事務手順を定めたものである。

2.3 検査指摘事項の重要度評価

2.3 検査指摘事項の重要度評価

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

2.7 総合的な評定

2.7 総合的な評定

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

2 検査指摘事項の重要度評価

記載の適正化（誤記）

2．検査指摘事項の重要度評価

検査指摘事項の重要度評価に関しては、重要度評価に関するガイドに定められている事項のほか、以下

検査指摘事項の重要度評価に関しては、重要度評価に関するガイドに定められている事項のほか、以下の事務手順に沿って実施する。なお、特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。）に関する検査の事務手順に沿って実施する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項に関しては「担当部門及び検査評

記載の適正化（誤指摘事項に関しては「担当部門及び検査評価室」を「担当部門」に読み替える。

価室」を「担当部門」に読み替える。

記）

2.1 SERP 予備会合の実施及び重要度評価書の項目(1)会合の準備
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合において暫定的な重要度評価及び対応措置案を検討

2.1 SERP 予備会合の実施及び重要度評価書の項目(1)会合の準備
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合において暫定的な重要度評価及び対応措置案を検討するため、予備会合を開催する前に様式２－１により重要度評価書案を作成する。本評価書は検するため、予備会合を開催する前に様式２－１により重要度評価書案を作成する。本評価書は査評価室が取りまとめる。なお、核物質防護に関する検査指摘事項については担当部門が評価書

検査評価室が取りまとめる。なお、核物質防護に関する検査指摘事項については担当部門が評を取りまとめる。

価書を取りまとめる。

b. 担当部門管理官が、事業者に対して核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭b. 担当部門管理官が、事業者に対して核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）に基づく保安規定変更命令等の行政処分が必要と判（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）に基づく保安規定変更命令等の行政処分が必2- 61 -

断する場合には、予備会合において規制措置案についての検討も行う。

(2)会合の実施及び結果の通知
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合において重要度評価書案等に基づき事象及び検査指摘事項の概要並びに重要度の評価結果に関して説明を行う。SERP 予備会合で使用した資料および要と判断する場合には、予備会合において規制対応措置案についての検討も行う。

(2)会合の実施及び結果の通知
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合において重要度評価書案等に基づき事象及び検査指摘事項の概要並びに重要度の評価結果に関して説明を行う。

議事概要は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する SERP 予備会合に運用の明確化・行政文書を保存する手続を明確化

ついては、担当部門が行政文書として保存する。
b. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合における重要度の評価結果として、検査指摘事項がb. 担当部門及び検査評価室は、暫定的な重要度評価結果及び当該結果を受けた対応区分を原子力「緑」以外（核燃料施設等においては「指摘事項（追加対応あり）」）と判断された場合には、暫規制委員会に報告し、了承を得た上で、SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果につい定的な重要度評価結果及び当該結果を受けた対応区分を原子力規制委員会に報告し、了承を得たて様式２－２に重要度評価書を添付の上、事業者に通知する。併せて、以下についても通知す

上で、SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果について様式２－２に重要度評価書を添付る。

の上、事業者に通知する。併せて、以下についても通知する。
〇通知のあった日の翌日から起算して７日以内に書面により意見聴取会の開催を要求できること〇通知のあった日の翌日から起算して７日以内に書面により意見聴取会の開催を要求できること〇意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができること〇意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができること〇期限までに要求がない場合は、通知のあった日付でこの暫定的な重要度評価が最終的な評価結〇期限までに要求がない場合は、通知のあった日付でこの暫定的な重要度評価が最終的な評価結果となること果となること

2.3 意見聴取会の実施

2.3 意見聴取会の実施

運用の明確化・SERP 予備会合に関して重要度評価
ガイドとの整合担当部門管理官は、意見聴取会を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含

担当部門管理官は、意見聴取会を主催し、原則として SERP 構成員が出席する。意見聴取会の庶務む場合には非公開の場）で実施し、原則として SERP 構成員が出席する。意見聴取会の庶務は、検査評価

は、検査評価室が担当する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項についての意見聴取会の庶務は担

運用の明確化室が担当する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項についての意見聴取会の庶務は、担当部門とす

当部門とする。

・意見聴取会及びる。

事業者より書面に書面により意見を提出された場合は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き、遅（新設）て意見が提出され滞なく原子力規制委員会のホームページに掲載する。

た場合の手続の明確化

2.4 SERP 本会合

2.4 SERP 本会議(1)会合の準備(1)会合の準備

a. 担当部門及び検査評価室は、本会合の前に、事業者からの意見及び新たな情報に関して評価を行い、重要度評価書を変更する必要があるか否かについて検討を行う。
b. 担当部門は、事業者に対して法に基づく保安規定変更命令等の規制措置が必要と判断する場合には、対応措置案を取りまとめ、会合までに法規部門との調整を行うものとする。

(2)会合の実施及び結果の通知
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 本会合において重要度評価書の変更部分及び変更理由並びにa. 担当部門及び検査評価室は、本会合の前に、事業者からの意見及び新たな情報に関して評価をb. 担当部門は、事業者に対して法に基づく保安規定変更命令等の規制対応措置が必要と判断する
場合には、対応措置案を取りまとめ、会合までに法規部門との調整を行うものとする。

(2)会合の実施及び結果の通知
a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 本会合において重要度評価書の変更部分及び変更理由並びに事業者の意見に対する見解について説明を行う。
b. 担当部門及び検査評価室は、会合における議論を踏まえ最終的な SERP 評価書を作成し、SERP 構

成員の了解を得る。会合で使用した資料および議事概要は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する会合については、担当部門が行政文書として保存する。

記）

行い、重要度評価書を変更する必要があるか否かについて検討を行う。

事業者の意見に対する見解について説明を行う。
b. 担当部門及び検査評価室は、会合における議論を踏まえ最終的な SERP 評価書を作成し、SERP 構

記載の適正化（誤成員の了解を得る。
c. 担当部門は、SERP 本会合の結果について原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で、SERP 本

c. 担当部門は、SERP 本会合の結果について原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で、SERP 本

会合による重要度評価の結果について様式２－３に重要度評価書を添付の上、事業者に通知す3- 62 -

運用の明確化・行政文書を保存

会合による重要度評価の結果について様式２－３に重要度評価書を添付の上、事業者に通知する。併せて、以下についても通知する。

る。併せて、以下についても通知する。

〇評価結果について不服がある場合は、通知のあった日の翌日から起算して７日以内に、原子〇評価結果について不服がある場合は、通知のあった日の翌日から起算して７日以内に、原子する手続を明確化

力規制委員会に対して申立てを行うことができる

力規制委員会に対して申立てを行うことができる〇期限までに申立てがない場合は、通知のあった日付で評価結果を確定すること〇期限までに申立てがない場合は、通知のあった日付で評価結果を確定すること

2.5 申立てのプロセス

2.5 申立てのプロセス(1)判定会合の準備(1)判定会合の準備担当部門及び検査評価室は、事業者からの申立てがあった場合には、申立てに対する判定会合で審議を行うための決定書案を作成する。

(2)判定会合の実施

担当部門及び検査評価室は、事業者からの申立てがあった場合には、申立てに対する判定会合で審議を行うための決定書案を作成する。

(2)判定会合の実施

担当部門及び検査評価室は、判定会合の実施に先立ち、事業者から申立ての内容について直接聴担当部門及び検査評価室は、判定会合の実施に先立ち、事業者から申立ての内容について直接聴取するための会合を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には取するための会合を公開の場（特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）のために必非公開の場）で実施する。会合の庶務は、検査評価室が担当する。なお、核物質防護に関する検査

要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で実施する。会合の庶務は、検査評価室

指摘事項の場合、会合の庶務を担当部門とする。

が担当する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項の場合、会合の庶務を担当部門とする。

(3)判定会合及び SERP の実施

記載の適正化（誤記）(3)判定会合及び SERP の実施

a. 担当部門及び検査評価室は、決定書案について説明を行う。判定会合終了後、議論を踏まえて最a. 担当部門及び検査評価室は、決定書案について説明を行う。判定会合終了後、議論を踏まえて終的な決定書を作成し構成員の了解を得る。判定会合で使用した資料および議事概要は、検査評

最終的な決定書を作成し構成員の了解を得る。

価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する判定会合については、担当部門が行運用の明確化・行政文書を保存する手続を明確化

政文書として保存する。
b. 担当部門及び検査評価室は、判定会合の決定に基づき、必要があれば SERP 評価書の修正案を作b. 担当部門及び検査評価室は、判定会合の決定に基づき、必要があれば SERP 報告書の修正案を作

成する。

成する。

c. SERP 評価書の修正がある場合には、SERP 会合を開催し、修正案について検討を行うものとす記）

c. SERP 報告書の修正がある場合には、SERP 会合を開催し、修正案について検討を行うものとする。

る。

(4)原子力規制委員会における審議

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）(4)原子力規制委員会における審議a. 担当部門及び検査評価室は、決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）を原子力規制委
員会に報告し、了承を得る。

a. 担当部門及び検査評価室は、決定書及び SERP 報告書（修正がある場合に限る。
）を原子力規制委員会に報告し、了承を得る。

b. 担当部門及び検査評価室は、様式２－４に決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）をb. 担当部門及び検査評価室は、様式２－４に決定書及び SERP 報告書（修正がある場合に限る。
）

添付の上、事業者等に通知する。

を添付の上、事業者等に通知する。

様式２－１ SERP 評価書

様式２－１ SERP 評価書

原子力規制検査における指摘事項に関する重要度の評価結果

原子力規制検査における指摘事項に関する重要度の評価結果（重要度評価書）（重要度評価書）
4- 63 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

１．検討経緯

１．検討経緯令和○年○月○日、○○において基本検査を実施していたところ○○に関する事象を現地検査官が確認

令和〇年〇月〇日、〇〇において基本検査を実施していたところ〇〇に関する事象を現地検査官が確認した。当該事象について○月○日に「緑」を超える指摘事項であると判断された。そのため、重要度評価にした。当該事象について〇月〇日に「緑」を超える指摘事項であると判断された。そのため、重要度評価

関するガイドに基づき、重要度及び深刻度レベルを評価するため重要度評価・規制措置会合（SERP）等を開に関するガイドに基づき、重要度及び深刻度レベルを評価するため重要度評価・規制対応措置会合（SERP）

催した。

等を開催した。

２．SERP 及び意見聴取会の開催日程等

２．SERP 及び意見聴取会の開催日程等（１）SERP 予備会合

（１）SERP 予備会合

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

・出席者：

・出席者：

（２）意見聴取会等（２）意見聴取会等

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

※書面にて意見が提出された場合又は意見陳述の要望がなかった場合は、その旨記載する。

※書面にて意見が提出された場合又は意見陳述の要望がなかった場合は、その旨記載する。

（３）SERP 本会合（３）SERP 本会合

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

・出席者：

・出席者：

３．重要度評価/深刻度レベル
SERP での審議の結果、重要度を「○」／深刻度レベルを「○」と評価する。

３．重要度評価/深刻度レベル
SERP での審議の結果、重要度を「〇」／深刻度レベルを「〇」と評価する。

４．重要度評価等の詳細

４．重要度評価等の詳細

別紙のとおりである。

別紙のとおりである。

＜別紙＞

＜別紙＞

件名

件名

重要度/深刻重要度/深刻

度レベル

度レベル

監視領域

監視領域

重要度の評価

重要度の評価

結果の概要

結果の概要

指摘事項の説

指摘事項の説明明
5- 64 -

［パフォーマンスの劣化］［パフォーマンスの劣化］［スクリーニング］［スクリーニング］

重要度評価の重要度評価の判定

判定［重要度評価］［重要度評価］［深刻度評価］［深刻度評価］

様式２－２ 暫定評価の通知文

様式２－２ 暫定評価の通知文
番号

番

令和○年○月○日○○株式会社号

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社○○ ○○ 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（○○担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（○○担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

令和○年度原子力規制検査における重要度の暫定評価について

令和〇年度原子力規制検査における重要度の暫定評価について
6- 65 -

核燃料物資、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 61 条の２の２に核燃料物資、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号）第６１条の２の基づく原子力規制検査において、令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとおり暫２に基づく原子力規制検査において、令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとお定評価したので結果を通知します。

り暫定評価したので結果を通知します。

この暫定評価について意見がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：○

この暫定評価について意見がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：〇月○日まで）に、書面により意見聴取会の開催を要求することができます。なお、意見聴取会の開催の要

月〇日まで）に、書面により意見聴取会の開催を要求することができます。なお、意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができます。

求に代えて書面により意見を提出することができます。

なお、期限までに回答がない場合においては、通知のあった日付でこの暫定評価を最終的な重要度評価とします。

様式２－３ 最終評価の通知文

様式２－３ 最終評価の通知文
号番

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社記）

なお、期限までに回答がない場合においては、通知のあった日付でこの暫定評価を最終的な重要度評価

とします。

番

記載の適正化（誤号

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

令和〇年度原子力規制検査における重要度等の評価について

令和〇年度原子力規制検査における重要度等の評価について

核燃料物資、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 61 条の２の２に核燃料物資、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号）第６１条の２の基づく原子力規制検査において、令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとおり評２に基づく原子力規制検査において、令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとお価したので結果を通知します。

り評価したので結果を通知します。

この評価結果について不服がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：〇月〇日まで）に、書面により申立てを行うことができます。

この評価結果について不服がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：〇月〇日まで）に、書面により申立てを行うことができます。

7- 66 -

記載の適正化（誤記）

様式２－４ 判定結果の通知文

様式２－４ 判定結果の通知文
番

号番

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社号

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

重要度評価に関する申立てに対する決定について

重要度評価に関する申立てに対する決定について

原規規第〇号において通知した令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度評価に関する申立

原規規第〇号において通知した令和〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度評価に関する申立てについて、別紙のとおり決定したので通知します。

てについて、別紙のとおり決定したので通知します。

3． 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

3． 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

3.1 対応区分の評価基準
担当部門は、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の分類に応じて、原子力規制検査実施要領
における以下の評価基準に基づき対応区分を設定する。

3.1 対応区分の評価基準
担当部門は、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の分類に応じて、原子力規制検査実施要領
における以下の評価基準に基づき対応区分を設定する。

＜第１区分：追加検査なし＞＜第１区分：追加検査なし＞

・全ての安全実績指標が緑であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査指摘事項がある場合に・全ての安全実績指標が緑及び検査指摘事項がある場合にその全ての評価が緑おいてその全ての評価が緑のとき

記載の適正化（原子力規制検査等実
施要領と整合）＜第２区分：追加検査１＞＜第２区分：追加検査１＞・一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている・監視領域（大分類）において白が１又は２＜第３区分：追加検査２＞＜第３区分：追加検査２＞

・一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監視領域（小分類）

・一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１以上、又は8- 67 -

記載の適正化（原子力規制検査等実
施要領と整合）記載の適正化（誤記）
記載の適正化（原の劣化」という。）又は、・一つの監視領域（大分類）において白が３生じている

子力規制検査等実
・監視領域（大分類）において白が３施要領と整合）記載の適正化（原＜第４区分：追加検査３＞＜第４区分：追加検査３＞

子力規制検査等実

・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている又は、・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し又は、施要領と整合）・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・監視領域（小分類）の劣化が複数又は、・黄が２以上又は赤が１生じている・黄が複数又は、・赤が１以上

3.2 対応区分の変更の時期(1)担当部門は、事業者から安全実績指標が提出された日及び検査指摘事項の重要度評価が最終決定した日から、第２区分、第３区分又は第４区分への対応区分変更について検討を行う。
(2)第２区分、第３区分又は第４区分への変更の時期は以下のとおりとする。

3.2 対応区分の変更の時期(1)担当部門は、事業者から安全実績指標が提出された日及び検査指摘事項の重要度評価が最終決定した日から、第２区分、第３区分又は第４区分への対応区分変更について検討を行う。
(2)第２区分、第３区分又は第４区分への変更の時期は以下のとおりとする。

a. 安全実績指標に関しては、該当する四半期初日から

a. 安全実績指標に関しては、該当する四半期初日からb. 検査指摘事項に関しては、締めくくり会議で指摘事項とした日の属する四半期初日からb. 検査指摘事項に関しては、締めくくり会議で指摘事項とした日の四半期初日から(3)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更した場合は、その要因となった状(3)担当部門は、対応区分が第２区分、第３区分又は第４区分に設定された場合は、その要因となっ態の改善状況を追加検査により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更する。なた状態の改善状況を追加検査により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更すお、第１区分への変更日は、追加検査終了の通知の日までとする。

る。なお、第１区分への変更日は、追加検査終了の通知の日までとする。

3.3 評価基準の対象となる期間の考え方(1)安全実績指標が評価基準の対象となる期間は当該四半期の初日から終了日までとする。

(2)重要度評価結果が評価基準の対象となる期間は、締めくくり会議で指摘事項とした日の属する四半(2)重要度評価結果が評価基準の対象となる期間は、締めくくり会議で指摘事項とした日の四半期初

3.4 対応区分変更に関する事業者への通知(1)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更する場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－１のとおり事業者に通知する。
(2)担当部門は、追加検査が完了して第１区分に変更する場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－２のとおり事業者に通知する。

3.5 その他(1)安全実績指標の値の分類により評価基準の対象となった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれかの分類の程度の大きいもののみを対象として取り扱う。
(2)事業者から重要度の最終評価に対する申立てがなされた場合、申立てに対する判定が決定するまで
対応区分の設定又は変更は保留される。

記）
記載の適正化（誤記）

3.3 評価基準の対象となる期間の考え方(1)安全実績指標が評価基準の対象となる期間は当該四半期の初日から終了日までとする。

期初日から、追加検査終了の通知の日までとする。

記載の適正化（誤日から、追加検査終了の通知の日までとする。

記載の適正化（誤記）

3.4 対応区分変更に関する事業者への通知(1)担当部門は、対応区分が第２区分、第３区分又は第４区分に設定が変更された場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－１のとおり事業者に通知する。

記載の適正化（誤記）(2)担当部門は、追加検査が完了して第１区分に変更する場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－２のとおり事業者に通知する。

3.5 その他(1)安全実績指標の値の分類により評価基準の対象となった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれかの分類の程度の大きいもののみを対象として取り扱う。
(2)事業者から重要度の最終評価に対する申立てがなされた場合、申立てに対する判定が決定するまで対応区分の変更は保留される。
9- 68 -

記載の適正化（誤記）

(3)対応区分の設定が困難な事象については、SERP において対応区分を検討する。

(3)対応区分の設定が困難な事象については、SERP において対応区分を検討する。

様式３－１ 対応区分の変更

様式３－１ 対応区分の変更
番

号番

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社号

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）

原規規第〇号の検査指摘事項に対する重要度評価の結果（又は令和〇年第〇四半期の安全実績指標の結

原規規第〇号の検査指摘事項に対する重要度評価の結果（又は令和〇年第〇四半期の安全実績指標の結果）を踏まえ、下記のとおり対応区分を変更したので通知します。

果）を踏まえ、下記のとおり対応区分を変更したので通知します。

なお、今回の対応区分の変更を受けて追加検査を実施するので、根本的な原因分析（第３区分以上が設

なお、今回の対応区分の変更を受けて追加検査を実施するので、根本的な原因分析（第３区分以上が設定された場合には、安全文化等の改善に係る検討を含み、このうち第４区分が設定された場合には、外部定された場合には、安全文化等の改善に係る検討を含み、このうち第４区分が設定された場合には、外部機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画及びその実施結果について令和〇年〇月〇日までに機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画及びその実施結果について令和〇年〇月〇日までに（第４区分が設定された場合には、改善活動の計画及びその実施計画について、それぞれ期限を設定す（第４区分が設定された場合には、改善活動の計画及びその実施計画について、それぞれ期限を設定する。
）報告願います。

る。）報告願います。

記
１．対応区分
区分〇とする。

記
１．対応区分
区分〇とする。

２．対応区分が適用される日

２．対応区分が適用される日

令和〇年〇月〇日とする。

令和〇年〇月〇日とする。

10- 69 -

様式３－２ 対応区分の変更

様式３－２ 対応区分の変更
番

号番

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社号

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）

原規規第〇号に基づく追加検査の結果を踏まえ、本日付けで対応区分１としたので通知します。

4．総合的な評定4.1 総合的な評定の実施
担当部門は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で、総合評定を年度終

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）

原規規第〇号に基づく追加検査の結果を踏まえ、本日付けで対応区分１としたので通知します。

4．総合的な評定4.1 総合的な評定の実施
担当部門は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で、総合評定を年度終了後速やかに行う。

了後速やかに行う。

4.2 総合的な評定の構成及び内容

4.2 総合的な評定の構成及び内容担当部門は、原子力規制検査実施要領に記載されている総合的な評定の考慮事項について評価する。
具体的な構成及び記載事項については以下のとおりとする。

(1)当該年度における原子力規制検査等の結果
各監視領域の評価に当たっては、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類を踏まえ担当部門は、原子力規制検査実施要領に記載されている総合的な評定の考慮事項について評価する。
具体的な構成及び記載事項については以下のとおりとする。

(1)当該年度における原子力規制検査等の結果
各監視領域の評価に当たっては、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類を踏まえることとしている。具体的な記載項目は以下のとおり。

ることとしている。具体的な記載項目は以下のとおり。

【記載項目】【記載項目】〇原子力規制検査の結果
・基本検査における指摘事項の有無、指摘事項があった場合には、その件数、概要、重要度評価〇原子力規制検査の結果
・基本検査における指摘事項の有無、指摘事項があった場合には、その件数、概要、重要度評価
11- 70 -

の結果などの結果など〇安全実績指標の結果〇安全実績指標の結果〇その他（必要に応じ）〇その他（必要に応じ）・前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由

・前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由

・３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は事業者の安全活動の改善に係る取組状況

・３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は事業者の安全活動の改善に係る取組状況

等

等

・検査等を通じて確認された安全上の懸念（指摘事項とするか継続確認中の検査気付き事項、改・検査等を通じて確認された安全上の懸念（指摘事項とするか継続確認中の検査気付き事項、改善活動上の問題など）

善活動上の問題など）(2)総合的な評定(2)総合的な評定

総合的な評定に当たっては、（１）の内容を踏まえ、事業者の活動が各監視領域に関連する活動目
的を達成しているかどうかを記載する。

総合的な評定に当たっては、（１）の内容を踏まえ、事業者の活動が各監視領域に関連する活動
目的を達成しているかどうかを記載する。

(3)次年度以降の検査計画(3)次年度以降の検査計画

総合的な評定の結果を踏まえた次年度以降の検査計画（向こう 1.5～２年程度）を記載する（基総合的な評定の結果を踏まえた次年度以降の検査計画（向こう 1.5～2 年程度）を記載する（基本計画（特にチーム検査）、必要に応じて追加検査など）。担当部門は、総合的な評定に当たって本計画（特にチーム検査）、必要に応じて追加検査など）。担当部門は、総合的な評定に当たっては、安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に向けて改善しては、安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に向けて改善している活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

いる活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

4.3 総合的な評定の結果の通知及び公表

4.3 総合的な評定の結果の通知及び公表(1) 担当部門は、当該年度が終了してから原則 60 日を目途に様式４－１により総合評定案を取りまとめ、原子力規制委員会へ報告し了承を得る。

(1) 担当部門は、当該年度が終了してから原則 60 日を目途に様式４－１により総合評定案を取りま
とめ、原子力規制委員会へ報告し了承を得る。

(2) 担当部門は、総合評定の結果を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。

(2) 担当部門は、総合評定の結果を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。

様式４－１：総合評定結果の通知文及び内容のイメージ

様式４－１：総合評定結果の通知文及び内容のイメージ

番

号

番

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社

令和〇年〇月〇日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿号〇〇 〇〇 殿
原子力規制委員会

原子力規制委員会

原子力規制検査の結果に基づく総合的な評定の通知について

原子力規制検査の結果に基づく総合的な評定の結果の通知について12- 71 -

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 61 条の２の２第核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号）第６１条の２の７項の規定に基づく総合的な評定について、同条第９項の規定に基づき、別紙のとおり結果を通知しま

２第７項の規定に基づく総合的な評定の結果について、同条第９項の規定に基づき、別紙のとおり通知し

す。

ます。

＜別紙＞

記載の適正化（誤記）＜別紙＞○○発電所○号機
令和○年度 原子力規制検査の総合的な評定について

令和元年度※ 原子力規制検査の総合的な評定について（〇〇発電所〇号機）

令和○年度に原子力規制庁が〇〇株式会社〇〇発電所〇号機において実施した原子力規制検査の結果に

令和元年度に原子力規制庁が〇〇（株）〇〇発電所〇号機において実施した原子力規制検査の結果に関関して、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 61 条の２の２第７項に基づく総合的なして、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６１条の２の２第７項に基づく総合的な評定は以下のとおりである。

評定は以下のとおりである。

１．令和○年度 原子力規制検査等の結果

１．令和元年度 原子力規制検査等の結果

原子力規制庁は、令和○年度において事業者の活動に関して基本検査を実施した。その結果は以下のとおりである。

（１）原子力規制検査の結果（１）原子力規制検査の結果（２）安全実績指標の結果

年度の検査計画どおり基本検査を実施し、指摘事項は確認されなかった。
（２）安全実績指標の結果

安全実績指標について、評価対象となった項目は年間を通じて「緑」の状態であった。
（３）その他事項

記）

原子力規制庁は、令和元年度において事業者の活動に関して基本検査を実施した。その結果は以下のとおりである。

基本検査を実施し、検査指摘事項は確認されなかった。

記載の適正化（誤安全実績指標（全１４項目）は、期間を通じて緑の状態であった。

記載の適正化（誤記）（３）その他事項

以下の事象については、検査を継続中である。

以下の事象については検査を継続中である。

○○○発電所○号機〇ＣＡＰ活動において、不適合事象の抽出及び不適合事象のグレード付けが事業者マニュアルに従っ

新たに技術基準への適合性が求められる溶接部における機械試験の未実施についてて適切に行われておらず、必要な改善活動が行われていないおそれがある事象【使用検査ガイド：
BQ0010】

記載の適正化（誤記）※令和２年度
実績を反映〇スプリンクラー設備の防護対象となるケーブルが散水障害により有効に消火できないおそれがある
事象【使用検査ガイド：BE1021】

２．総合的な評定２．総合的な評定記載の適正化（誤令和○年度においては、検査指摘事項が確認されず、安全実績指標は年間を通じて「緑」であった。

令和元年度の事業者の活動に関しては、記）※令和２年度

また、各監視領域での活動目的の達成に向けた改善活動には、特段の問題は確認されなかった。

・安全実績指標について全て安全確保の機能又は性能に影響がないものと評価されること

実績を反映

対応区分は年間を通じて第１区分であり、各監視領域における活動目的を満足していることから、パ・指摘事項は確認されなかったこと

フォーマンスの劣化が生じても自律的な改善が見込める状態であると評価する。

から対応区分は第１区分であり、事業者の各監視領域に関連する活動目的を満足しており、自律的な改善が見込める状態と評価する。

13- 72 -

３．次年度以降の検査計画

３．次年度以降の検査計画

令和○年度の原子力規制検査は、令和○年度を通じて対応区分が第１区分であることから、引き続き第１区分とし、基本検査を行うこととする。

する。今後２年間のチーム検査については、以下のとおりとする。

検査計画については、以下の原子力規制委員会ホームページを参照。
○検査計画一覧
https://

０
１

・火災防護検査（３年）【BE1021】：令和２年〇月 ～ 〇月頃

・設計管理【BM1100】：令和２年〇月 ～ 〇月頃

記載の適正化（誤記）※令和２年度
実績を反映

・放射線防護関係【RE0020，RE0040,RE0050】：令和３年〇月 ～ 〇月頃〇 改正履歴改正

令和２年度の原子力規制検査は、上記の総合的な評定の結果を踏まえ、引き続き基本検査を行うことと〇 改訂履歴改正日

2020/04/1

改正の概要

備考

No.

改訂日

改訂の概要

施行

0

2020/04/1

施行○運用の明確化（新設）①SERP 予備会合等で使用した資料および議事概要について、どの部門が担当するかを定め、行政文書を保存する手続を明確化（2．検査指摘事項の重要度評
価）②SERP 予備会合に関して重要度評価ガイドとの整合（2.1SERP
予備会合の実施及び重要度評価
書の項目）③SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果について、意見聴取会及び事業者より書面にて意見が提出された場合の手続の明確化（2.3 意見聴取会の実
施）○記載の適正化14- 73 -

備考

改正に伴う修正

基本検査運用ガイド
供用期間中検査に対する監督（新旧対照表）1- 74 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

供用期間中検査に対する監督

供用期間中検査に対する監督（BM1050_r1）（BM1050_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1 監視領域

1. 監視領域

大分類：「原子力施設安全」

大分類:｢原子力施設安全｣小分類：「発生防止」「影響緩和」「閉じ込めの維持」

小分類:｢発生防止｣｢影響緩和｣｢閉じ込めの維持｣

検査分野：「施設管理」

検査分野:｢施設管理｣

2 検査目的2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。
）

法第43条の3の16第2項に基づき､発電用原子炉設置者(以下｢事業者｣という｡)には､発電用原子炉施設へ

第43条の３の16第２項に基づき、発電用原子炉設置者（以下「事業者」という。
）には、発電用原子炉施設の異常状態の発生防止､異常状態の影響緩和及び放射性物質の閉じ込め維持の安全機能を確保するため､への異常状態の発生防止、異常状態の影響緩和及び放射性物質の閉じ込め維持の安全機能を確保するた

安全上重要な機能を有する設備､系統､機械及び器具(以下｢機器等｣)を規制要求に適合し､保全計画に定め

め、安全上重要な機能を有する設備、系統、機械及び器具（以下「機器等」という。
）を規制要求に適合し、られた時期に､確認する必要があり､供用期間中検査において､あらかじめ定められた箇所に対して定期的保全計画に定められた時期に、確認する必要があり、供用期間中検査において、あらかじめ定められた箇

かつ計画的に検査することが求められている｡(定期事業者検査(以下｢事業者検査｣という｡)の運用の詳細

所に対して定期的かつ計画的に検査することが求められている。
（定期事業者検査（以下「事業者検査」とについては｢原子力事業者等における使用前事業者検査､定期事業者検査､保安のための措置等に係る運用いう。
）の運用の詳細については「原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のたガイド(GS1001)｣による｡)

改正理由

改正に伴う修正

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

めの措置等に係る運用ガイド（GS1001）」による。
）
本検査において、法第67条の２に規定する原子力検査官（以下「検査官」という。
）は、法第61条の２の本検査において､法第67条の2に規定する原子力検査官(以下｢検査官｣という｡)は､法第61条の2の2第1項

２第１項第１号ロに規定されている事項（事業者検査）のうち、実用発電用原子炉の設置、運転等に関す

第1号ﾛに規定されている事項(事業者検査)のうち､実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則(以下る規則（以下「実用炉則」という。
）第56条に規定されている事業者検査の実施状況を監督し、客観的な検｢実用炉則｣という｡)第56条に規定されている事業者検査の実施状況を監督し､客観的な検査データのレビ

査データのレビュー、現場での監視活動等をとおして、事業者の安全活動が確実かつ継続的に行われていュー､現場での監視活動等をとおして､事業者の安全活動が確実かつ継続的に行われていることを以下のることを以下の点に着目して確認する。

点に着目して確認する｡
記載の適正化（誤(1) 供用期間中検査は、原子炉冷却材圧力バウンダリ、リスク上の重要度が高い機器及び格納容器バウ(1) 供用期間中検査は､原子炉冷却材圧力バウンダリ､リスク上の重要度が高い機器及び格納容器バウ

ンダリの劣化を監視し、技術基準に適合していることを確認するため、事業者により適切な検査対象、ンダリの劣化を監視し､技術基準に適合していることを確認するため､事業者により適切な検査対象､科学的・技術的な根拠に基づく検査方法及び判定基準等を定めた事業者検査実施要領書（以下「検査科学的･技術的な根拠に基づく検査方法及び判定基準等を定めた事業者検査実施要領書(以下｢検査要要領書」という。
）が策定され、専門的な知識を有する管理体制の下で定期的な実施が計画されてい領書｣という｡)が策定され､専門的な知識を有する管理体制の下で定期的な実施が計画されているこ

ること。

と｡

(2) 事業者により、上述(1)の検査要領書に従って適切な範囲、時期及び方法等で供用期間中検査が行(2) 事業者により､上述(1)の検査要領書に従って適切な範囲､時期及び方法等で供用期間中検査が行われ、劣化状態が評価され、機器等の安全機能に係る要求事項に適合することが確認されていること。

われ､劣化状態が評価され､機器等の安全機能に係る要求事項に適合することが確認されていること｡(3) 供用期間中検査で検出された問題がある場合は、事業者による不適合及び安全上の問題が適切に(3) 供用期間中検査で検出された問題がある場合は､事業者による不適合及び安全上の問題が適切に記載の適正化（誤特定され、その問題を事業者の不適合管理及び是正処置プログラムにおいて適切に処理されているこ特定され､その問題を事業者の不適合管理及び是正処置プログラムにおいて適切に処理されているこ記）と。また、事業者により運転経験反映、国内外の他施設のトラブル情報等が反映され、遅延なく未然と｡また､事業者により運転経験反映､国内外の他施設のトラブル情報等が反映され､遅延なく未然防
止処置が行われていること｡
2- 75 -

記）

記載の適正化（誤記）

防止処置が行われていること。
3 検査要件3. 検査要件

記載の適正化（誤3.1 検査対象

3.1 検査対象記）

本検査運用ガイドでの対象は、以下の機器等とする。
①原子炉冷却系統施設（蒸気発生器伝熱管（PWR）を含む）②一次冷却系統に接続され、冷却材喪失事故を引き起こすおそれのある配管③原子炉（圧力）容器及び内部構造物④クラス１、２、３機器、重大事故等クラス１、２、３機器及びその他リスク上の重要度が高い機器（支持構造物を含む）⑤原子炉格納容器バウンダリに係るもの（塗装（BWRに限る）、格納容器等の劣化状況の監視を含む。
）

本検査運用ガイドでの対象は､以下の機器等とする｡①原子炉冷却系統施設(蒸気発生器伝熱管(PWR)を含む)②一次冷却系統に接続され､冷却材喪失事故を引き起こすおそれのある配管③原子炉(圧力)容器及び内部構造物④クラス1､2､3機器､重大事故等クラス1､2､3機器及びその他リスク上の重要度が高い機器(支持構造物を含む)⑤原子炉格納容器バウンダリに係るもの(塗装(BWRに限る)､格納容器等の劣化状況の監視を含む｡)
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4 検査手順4. 検査手順

4.1 情報収集

4.1 情報収集

各検査共通事項
立会い箇所の選定及び立会い方法の検討に資するために、情報へのフリーアクセス、事業者の会議等への陪席又は事業者への情報提供依頼を通じて、個々の機器等に関する検査に必要な情報、発電所の環境情報その他検査に必要な情報を入手する。
以下は、入手するデータの例を示す。
(1)機器等に関する情報

各検査共通事項記）

記載の適正化（誤記）

立会い箇所の選定及び立会い方法の検討に資するために､情報へのフリーアクセス､事業者の会議等への陪席又は事業者への情報提供依頼を通じて､個々の機器等に関する検査に必要な情報､発電所の環境情報その他検査に必要な情報を入手する｡
以下は､入手するデータの例を示す｡(1)機器等に関する情報①各事故シーケンスのリスクに対する寄与度①各事故シーケンスのリスクに対する寄与度②中期的、短期的な各機器等の状態及びリスクに対する寄与度（例えば、ファッセルベズレイ（

記載の適正化（誤記）②中期的､短期的な各機器等の状態及びリスクに対する寄与度(例えば､ファッセルベズレイ(FV)FV）重要度及びリスク増加価値（RAW）の高い機器等のリスト）

重要度及びリスク増加価値(RAW)の高い機器等のリスト)③機器等に係る決定論的重要度分類③機器等に係る決定論的重要度分類④運転、試験、保守、改造などの系統構成の変更を伴う作業の履歴及び工程④運転､試験､保守､改造などの系統構成の変更を伴う作業の履歴及び工程⑤当該機器等に係る他の機器等への波及的影響に関する情報⑤当該機器等に係る他の機器等への波及的影響に関する情報⑥過去に実績のない新たな技術・工法・構造等を導入する場合の詳細情報⑥過去に実績のない新たな技術･工法･構造等を導入する場合の詳細情報⑦供用期間中検査を行う機器等に係る運転経験に基づく国内外の他施設のトラブル等の反映情⑦供用期間中検査を行う機器等に係る運転経験に基づく国内外の他施設のトラブル等の反映情報（原子力規制委員会からの指示事項を含む。
）。

報(当委員会からの指示事項を含む｡)｡⑧過去の検査における気付き事項、指摘事項及び不適合・是正処置・未然防止処置等の情報⑧過去の検査における気付き事項､指摘事項及び不適合･是正処置･未然防止処置等の情報⑨本ガイドに係る供用期間中検査の検査工程（検査場所、検査項目を含む）⑨本ガイドに係る供用期間中検査の検査工程(検査場所､検査項目を含む)⑩本ガイドに係る検査要領書⑩本ガイドに係る検査要領書⑪作業指示書、調達仕様文書、技術文書、系統図、単線結線図、ブロック図⑪作業指示書､調達仕様文書､技術文書､系統図､単線結線図､ブロック図⑫供用開始前検査（PSI）データ、過去の供用期間中検査（ISI）データ(2)環境情報

記載の適正化（誤⑫供用開始前検査(PSI)データ､過去の供用期間中検査(ISI)データ(2)環境情報①施設運転状態とこれに対応するリスクプロファイル①施設運転状態とこれに対応するリスクプロファイル
3- 76 -

記載の適正化（誤記）

②各機器等の状態に関する情報②各機器等の状態に関する情報③リスクの高まりに対応し、事業者が行っている補完的措置③リスクの高まりに対応し､事業者が行っている補完的措置④施設の放射線管理等に関する情報④施設の放射線管理等に関する情報⑤施設の作業用通路、安全避難通路及び足場設置状況等に関する情報⑤施設の作業用通路､安全避難通路及び足場設置状況等に関する情報(3)その他検査に必要な情報(3)その他検査に必要な情報①品質マネジメントシステム関連文書①品質マネジメントシステム関連文書②保安規定、運転手順書②保安規定､運転手順書③安全性向上評価の結果等③安全性向上評価の結果等④検査プロセスの妥当性を評価した記録（検査方法の妥当性、記録の信頼性を含む。
）④検査プロセスの妥当性を評価した記録(検査方法の妥当性､記録の信頼性を含む｡)

4.2 検査対象の選定及び検査前確認

4.2 検査対象の選定及び検査前確認

本検査は、事業者検査である供用期間中検査の実施状況を把握するため、限られた数の検査対象（サ本検査は､事業者検査である供用期間中検査の実施状況を把握するため､限られた数の検査対象(サンプンプル）を選定し、この対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とするル)を選定し､この対象について検査を実施すること(サンプリングベースの検査の実施)とする｡サンプ。サンプリングの選定に際して、「発生防止」、「影響緩和」及び「閉じ込めの維持」に係る安全機能をリングの選定に際して､｢発生防止｣､｢影響緩和｣及び｢閉じ込めの維持｣に係る安全機能を有する機器等有する機器等のうち、以下の事項を考慮する。

のうち､以下の事項を考慮する｡(1)各検査共通事項(1)各検査共通事項

上述4.1のデータに基づき、機器等のリスクの重要度及び波及的影響に加え、トラブル事象等の不適

上述4.1のデータに基づき､機器等のリスクの重要度及び波及的影響に加え､トラブル事象等の不適合管理、是正処置及び未然防止処置に伴う改造・修理が行われた機器等及び過去の検査官による監視

合管理､是正処置及び未然防止処置に伴う改造･修理が行われた機器等及び過去の検査官による監視活動の結果並びに不適合処置、是正処置及び未然防止処置を踏まえて特に必要と判断される機器等を活動の結果並びに不適合処置､是正処置及び未然防止処置を踏まえて特に必要と判断される機器等を考慮して立会う機器等を選定する。

考慮して立会う機器等を選定する｡(2)非破壊検査のサンプリング(2)非破壊検査のサンプリング①事業者が行う非破壊検査の適切性をサンプリングにより確認する。サンプリングにあたって、２、①事業者が行う非破壊検査の適切性をサンプリングにより確認する｡サンプリングにあたって､2､3

３種類の非破壊検査（うち１種類は体積試験）※で構成するのが望ましい。

種類の非破壊検査(うち1種類は体積試験)*で構成するのが望ましい｡※

非破壊検査の種類は、民間規格「発電用原子力設備規格維持規格」（日本機械学会）平成26年*非破壊検査の種類は､民間規格｢発電用原子力設備規格維持規格｣(日本機械学会)平成26年8月6日

８月６日原子力規制委員会「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀

原子力規制委員会｢実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠裂その他の欠陥の解釈」による。

陥の解釈｣による［確認する非破壊検査の種類による優先順位］(a)体積試験(b)BMV（ベアメタル検査）（PWR）(b)BMV(ベアメタル検査)(PWR)(c)表面試験(c)表面試験(d)格納容器の目視試験（VT-4 試験等）

(d)格納容器の目視試験(VT-4試験等)(e)目視試験（VT-1 試験、VT-3 試験の両方又はいずれか一方。なお、VT-2 は本ガイドでは「漏え(e)目視試験(VT-1試験､VT-3試験の両方又はいずれか一方｡なお､VT-2は本ガイドでは｢漏えい検い検査」と位置づけるため除く。
）

ある場合は、その際に行われた体積検査又は表面検査の少なくとも１件について確認を行う。
(3)改造､補修又は取替え等により溶接作業された部分のサンプリング
改造、補修又は取替え作業の一部として、本検査対象範囲に対する溶接作業が行われた場合は、
１～３箇所の溶接部をサンプリングしてその適切性を確認する。

記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）[確認する非破壊検査の種類による優先順位](a)体積試験②過去の停止時に、関連性のある兆候について事業者が解析的に評価し継続使用を承認したことが記載の適正化（誤査｣と位置づけるため除く｡)②過去の停止時に､関連性のある兆候について事業者が解析的に評価し継続使用を承認したことがある場合は､その際に行われた体積検査又は表面検査の少なくとも1件について確認を行う｡(3)改造､補修又は取替え等により溶接作業された部分のサンプリング
改造､補修又は取替え作業の一部として､本検査対象範囲に対する溶接作業が行われた場合は､1～3箇所の溶接部をサンプリングしてその適切性を確認する｡
4- 77 -

記載の適正化（誤記）

(4)漏えい検査
本検査対象範囲に係る事業者検査として行われる漏えい検査について立会又は記録で確認す(4)漏えい検査
本検査対象範囲に係る事業者検査として行われる漏えい検査について立会又は記録で確認する｡

記載の適正化（誤記）る｡(5)ホウ酸腐食防止検査の選定（PWR）のサンプリング
一次冷却系統でホウ酸の漏えいが発見された場合、事業者が行った技術的評価の妥当性について確認する。
(6)蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）のサンプリング
事業者検査として行われる蒸気発生器伝熱管の検査についてサンプリングにより立会又は記録で確認する。

(5)ホウ酸腐食防止検査の選定(PWR)のサンプリング
一次冷却系統でホウ酸の漏えいが発見された場合､事業者が行った技術的評価の妥当性について検査にあたって、検査官は検査要領書等の関連書類の確認、事業者への質問、現場への立入り等によ(6)蒸気発生器(SG)伝熱管検査(PWR)のサンプリング
事業者検査として行われる蒸気発生器伝熱管の検査についてサンプリングにより立会又は記録で記載の適正化（誤記）

確認する｡
記載の適正化（誤検査にあたって､検査官は検査要領書等の関連書類の確認､事業者への質問､現場への立入り等により､り、以下の事項について、事業者の安全活動の適切性を監督する。

以下の事項について､事業者の安全活動の適切性を監督する｡(1)非破壊検査(1)非破壊検査①検査開始前の確認事項

記）

確認する｡

4.3 検査実施

4.3 検査実施

記載の適正化（誤①検査開始前の確認事項(a) 検査要領書が適切に定められていること。

(a) 検査要領書が適切に定められていること｡(b) 供用期間中検査の10年計画（又は７年計画）における検査対象範囲と事業者検査の対象機(b) 供用期間中検査の10年計画(又は7年計画)における検査対象範囲と事業者検査の対象機器器等が整合していること。定点サンプリングを適用する場合は、検査部位が構造、環境、検等が整合していること｡定点サンプリングを適用する場合は､検査部位が構造､環境､検査実

査実績等を勘案した代表性の観点から適切に選択されていること。

績等を勘案した代表性の観点から適切に選択されていること｡

記）
記載の適正化（誤記）(c) これまでの検査及び他施設での知見(当委員会からの指示事項を含む｡)が､社内規定に基づ(c) これまでの検査及び他施設での知見（原子力規制委員会からの指示事項を含む。
）が、社内規定に基づき検査要領書に反映されていること。

き検査要領書に反映されていること｡(d) 検査実施体制(責任･権限の明確化含む)が構築され､検査の独立性が確保されていること｡(d) 検査実施体制（責任・権限の明確化含む）が構築され、検査の独立性が確保されていること。
(e) 非破壊試験を実施及び試験結果を評価する要員は、必要な力量を有していること。

(e) 非破壊試験を実施及び試験結果を評価する要員は､必要な力量を有していること｡(f) 事業者による所要の校正、有効期限及び有効範囲等の適切性確認が行われた検査用機器・(f) 事業者による所要の校正､有効期限及び有効範囲等の適切性確認が行われた検査用機器･計計器が使用されていること。
②検査中の確認・監視事項器が使用されていること｡②検査中の確認･監視事項(a) 検査要領書に従って検査が実施され、技術基準に適合していることが確認されていること。

(a) 検査要領書に従って検査が実施され､技術基準に適合していることが確認されていること｡(b) 現場においてデータ採取、異常の検知等が適切に行われていること。

(b) 現場においてデータ採取､異常の検知等が適切に行われていること｡③検査終了後の確認事項③検査終了後の確認事項(a) 検査結果を検査要領書の判定基準に照らして適切に判定し､技術基準に適合していること(a) 検査結果を検査要領書の判定基準に照らして適切に判定し、技術基準に適合していることを確認していること。

を確認していること｡(b) 不適合があった場合、不適合管理の手続きに沿った対応が行われていること。

(b) 不適合があった場合､不適合管理の手続きに沿った対応が行われていること｡(c) 検査結果の記録が作成され、関係者による確認がなされ、管理された状態で保管されてい(c) 検査結果の記録が作成され､関係者による確認がなされ､管理された状態で保管されているること。
(2)漏えい検査①検査開始前の確認事項

こと｡(2)漏えい検査①検査開始前の確認事項
5- 78 -

記載の適正化（誤記）

4.3(1)①の(a)、(b)、(c)、(d)及び(f)に加えて、以下の事項を確認する。

4.3(1)①の(a)､(b)､(c)､(d)及び(f)に加えて､以下の事項を確認する｡(a) 漏えい検査に係る要員は、必要な力量を有していること。
（力量の確認は検査終了後でも可）(a) 漏えい検査に係る要員は､必要な力量を有していること｡(力量の確認は検査終了後でも可)(b) 系統構成等が検査要領書のとおり設定されていること。

(b) 系統構成等が検査要領書のとおり設定されていること｡②検査中の確認･監視事項
4.3(1)②の(a)及び(b)と同様。
③検査終了後の確認事項
4.3(1)③の(a)、(b)及び(c)と同様。
(3)蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）①特定の種類の劣化（例えば、応力腐食割れ等）について、事業者の評価方法等が妥当であるか確認する。

②検査中の確認･監視事項
4.3(1)②の(a)及び(b)と同様｡③検査終了後の確認事項
4.3(1)③の(a)､(b)及び(c)と同様｡(3)蒸気発生器(SG)伝熱管検査(PWR)①特定の種類の劣化(例えば､応力腐食割れ等)について､事業者の評価方法等が妥当であるか確認す②SG 伝熱管に係る渦流探傷試験(ECT)の方法､結果等の確認を行い､技術基準､規格等の要求事項を満を満足していることを確認する。さらに ECT の探傷範囲を評価して、施設特有の経験、他施設の知足していることを確認する｡さらに ECT の探傷範囲を評価して､施設特有の経験､他施設の知見等を考見等を考慮しつつ、劣化の起こり得る箇所、ECT を実施することが難しいことが分かっている箇所

慮しつつ､劣化の起こり得る箇所､ECT を実施することが難しいことが分かっている箇所(例えば､管（例えば、管板最上部、伝熱管支持板、Ｕベンド部）については、評価に見合った検査が行われて板最上部､伝熱管支持板､U ベンド部)については､評価に見合った検査が行われているかどうかを確いるかどうかを確認する。また、探傷するにあたって、ECT プローブ及び装置が所要の点検、校正認する｡また､探傷するにあたって､ECT プローブ及び装置が所要の点検､校正を行っていることを確を行っていることを確認する。
（可能であれば）工場における１～５本の SG 伝熱管に関しての ECT認する｡(可能であれば)工場における1～5本の SG 伝熱管に関しての ECT 解析状況を確認して､適切に解析状況を確認して、適切に ECT 解析技術が利用されたことを確認する。この確認においては専門

ECT 解析技術が利用されたことを確認する｡この確認においては専門知識のある者を必要に応じて他知識のある者を必要に応じて他部門の協力・支援より要請することができる。

部門の協力･支援より要請することができる｡に是正処置を講じていること等を確認する。

③事業者が新たな劣化のメカニズムを発見した場合､ECT によって検出されていること､施設起動
前に是正処置を講じていること等を確認する｡④施設特有の経験、他施設の知見等から二次側の内部構造物の劣化の可能性が示された場合、二次側④施設特有の経験､他施設の知見等から二次側の内部構造物の劣化の可能性が示された場合､二次側の内部構造物の劣化状況を確認する。また、劣化が確認された場合は事業者が講じた是正処置につの内部構造物の劣化状況を確認する｡また､劣化が確認された場合は事業者が講じた是正処置についいて確認を行う。

て確認を行う｡⑤事業者が伝熱管の補修（例えば、プラグ、スリーブの設置）を行っている場合は、伝熱管の補修箇⑤事業者が伝熱管の補修(例えば､プラグ､スリーブの設置)を行っている場合は､伝熱管の補修箇所を所を１箇所サンプリングして、事業者が適切に伝熱管を補修したかどうかを確認する。また、補修1箇所サンプリングして､事業者が適切に伝熱管を補修したかどうかを確認する｡また､補修方法につ方法について設計及び工事の計画等の認可（届出）が行われていることも合わせて確認する。

いて設計及び工事の計画等の認可(届出)が行われていることも合わせて確認する｡⑥運転中又は停止後に１日当たり蒸気発生器に著しい漏えいが発見された場合は、事業者が漏えい⑥運転中又は停止後に1日当たり蒸気発生器に著しい漏えいが発見された場合は､事業者が漏えいのの発生源を突き止めるために行った処置（例えば、目視検査）を確認して、これらの処置が漏えい

発生源を突き止めるために行った処置(例えば､目視検査)を確認して､これらの処置が漏えいの発生の発生源を特定するために十分であるかどうかを確認する。さらに、漏えいの原因究明のための是源を特定するために十分であるかどうかを確認する｡さらに､漏えいの原因究明のための是正処置が正処置が計画され、実施されているかどうかを確認する。

計画され､実施されているかどうかを確認する｡⑦事業者が蒸気発生器二次側で部品の不具合又は異物を発見した場合は、事業者の是正処置を確認⑦事業者が蒸気発生器二次側で部品の不具合又は異物を発見した場合は､事業者の是正処置を確認する。具体的には、事業者が当該の SG 伝熱管の補修又は技術的評価を実施・計画して、（可能であする｡具体的には､事業者が当該の SG 伝熱管の補修又は技術的評価を実施・計画して､(可能であれば)れば）異物を除去するために SG 二次側を検査したかどうかを確認する。異物を取り除くことがで異物を除去するために SG 二次側を検査したかどうかを確認する｡異物を取り除くことができない場

きない場合は、事業者が異物、伝熱管のフレッティングによる損傷の影響を考慮して評価を行った合は､事業者が異物､伝熱管のフレッティングによる損傷の影響を考慮して評価を行ったかどうかをかどうかを確認する。

確認する｡

4.4 問題の特定と解決に関する確認記）

る｡②SG 伝熱管に係る渦流探傷試験（ECT）の方法、結果等の確認を行い、技術基準、規格等の要求事項③事業者が新たな劣化のメカニズムを発見した場合、ECT によって検出されていること、施設起動前

記載の適正化（誤4.4 問題の特定と解決に関する確認(1)検査実施中に機器等に関する問題が発生した場合、または、検査官が系統及び構成並びに事業者検(1) 検査実施中に機器等に関する問題が発生した場合､または､検査官が系統及び構成並びに事業者検査に関する問題を検出した場合、事業者の品質マネジメントシステムに係る不適合管理、是正処置

査に関する問題を検出した場合､事業者の品質マネジメントシステムに係る不適合管理､是正処置及及び未然防止処置の活動が適切に実施されること（特に、問題の特定、解決及び重要度分類についび未然防止処置の活動が適切に実施されること(特に､問題の特定､解決及び重要度分類について)をて）を追加して確認する。なお、原子力規制検査の基本検査のうち品質マネジメントシステムの運追加して確認する｡なお､原子力規制検査の基本検査のうち品質マネジメントシステムの運用
6- 79 -

記載の適正化（誤記）

用（BQ0010）及び他の基本検査において、上述の供用期間中検査に関する問題の特定と解決に係る(BQ0010)及び他の基本検査において､上述の供用期間中検査に関する問題の特定と解決に係る活動

活動状況を確認している場合は、当該検査をもって本項目に換えることができる。

状況を確認している場合は､当該検査をもって本項目に換えることができる｡(2)過去に実施した供用期間中検査における検査官の気付き事項等が、事業者の不適合管理においてどのように扱われているか確認する。

(2) 過去に実施した供用期間中検査における検査官の気付き事項等が､事業者の不適合管理においてどのように扱われているか確認する｡(3)機器等の工事に係る調達品の組立て、納入、据付、施工、検査等の調達業者から報告された不適合(3) 機器等の工事に係る調達品の組立て､納入､据付､施工､検査等の調達業者から報告された不適合事

事象、是正処置及び未然防止処置がある場合、事業者の品質マネジメントシステムに係る改善活動

象､是正処置及び未然防止処置がある場合､事業者の品質マネジメントシステムに係る改善活動が適が適切に実施されていること（特に、問題の特定、解決及び重要度分類について）を確認する。

切に実施されていること(特に､問題の特定､解決及び重要度分類について)を確認する｡(4)国内外のトラブル事象の発生に伴い未然防止の観点で、供用期間中検査の方法等に係る改善の要否について評価し、改善が必要と判断した事象についての反映状況を確認する。

(4) 国内外のトラブル事象の発生に伴い未然防止の観点で､供用期間中検査の方法等に係る改善の要否について評価し､改善が必要と判断した事象についての反映状況を確認する｡(5)基本検査の実施期間内における供用期間中検査に関連する安全活動（工事の施工、検査等）に係る(5) 基本検査の実施期間内における供用期間中検査に関連する安全活動(工事の施工､検査等)に係る不適合等の履歴全般からサンプリングし、不適合管理、是正処置及び未然防止処置が適切に行われ不適合等の履歴全般からサンプリングし､不適合管理､是正処置及び未然防止処置が適切に行われてていることを確認する。上述(1)のなお書きについては本事項についても適用する。

いることを確認する｡上述(1)のなお書きについては本事項についても適用する｡(6)本検査実施時、供用期間中検査の対象範囲以外の範囲において検査官が検出した問題点、上記(1)、(6) 本検査実施時､供用期間中検査の対象範囲以外の範囲において検査官が検出した問題点､上記(1)､(3)及び(5)で確認した不適合管理、是正処置及び未然防止処置については、都度、他検査に関係す(3)及び(5)で確認した不適合管理､是正処置及び未然防止処置については､都度､他検査に関係するる検査官に引き継ぐこととする。

検査官に引き継ぐこととする｡

5 検査手引5.1 非破壊検査に関する留意事項

5. 検査手引
5.1 非破壊検査に関する留意事項(1) 非破壊検査のサンプリングについて、体積試験を優先としている理由として、表面試験、目視試験(1) 非破壊検査のサンプリングについて､体積試験を優先としている理由として､表面試験､目視試験と比べて、体積試験からはもっとも多い情報量を得ることができることが挙げられる。また、格納と比べて､体積試験からはもっとも多い情報量を得ることができることが挙げられる｡また､格納容

容器の目視試験を確認する際に、接近しづらい場所（例えば、容器の下側、サンプ等の閉ざされた器の目視試験を確認する際に､接近しづらい場所(例えば､容器の下側､サンプ等の閉ざされた空間､空間、高線量エリア）又は通常時は確認不可であるが、メンテナンス・保守業務によって確認可能

高線量エリア)又は通常時は確認不可であるが､メンテナンス･保守業務によって確認可能となる場となる場所（例えば、機器等をリプレースする際に確認できる溶接線）が目視試験の範囲内に含ま所(例えば､機器等をリプレースする際に確認できる溶接線)が目視試験の範囲内に含まれているこ

れていることを確実にすること。さらに目視試験を行うために接近することができない格納容器のとを確実にすること｡さらに目視試験を行うために接近することができない格納容器の区域が事業

区域が事業者によって特定されている場合は、このような判断の根拠について確認を行い、適宜、者によって特定されている場合は､このような判断の根拠について確認を行い､適宜､過去の格納容

過去の格納容器に係る目視試験の記録に照らして調査する。

器に係る目視試験の記録に照らして調査する｡(2) 供用期間中検査プログラムにおいて、必要な試験部位、試験方法、試験の範囲、程度等は「実用発(2) 供用期間中検査プログラムにおいて､必要な試験部位､試験方法､試験の範囲､程度等は｢実用発電

電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈（以下「亀裂の解用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈(以下｢亀裂の解釈｣釈」という。
）」及び「JSME S NA1 発電用原子力設備規格維持規格（以下「維持規格」という。）」という｡)｣及び｢JSME S NA1発電用原子力設備規格維持規格 (以下｢維持規格｣という｡)｣に基づき構に基づき構築されていることを確認する。

築されていることを確認する｡(3) 非破壊検査に関する評価について、事業者が亀裂の解釈及び維持規格に基づいて評価を行っているかを確認する。

(3) 非破壊検査に関する評価について､事業者が亀裂の解釈及び維持規格に基づいて評価を行っているかを確認する｡(4) 支持構造物の目視検査について、取り付け状態、インジケータの指示値、干渉状態、油量、油漏れ、(4) 支持構造物の目視検査について､取り付け状態､インジケータの指示値､干渉状態､油量､油漏れ､各各部のき裂、変形等の異常の有無の確認を事業者が適切に行っていることを確認する。
（BWR 配管支部のき裂､変形等の異常の有無の確認を事業者が適切に行っていることを確認する｡(BWR 配管支持

持構造物：冷温停止状態で確認。PWR 配管支持構造物：（一次系）冷温停止状態及び高温停止状態で構造物:冷温停止状態で確認｡PWR 配管支持構造物:(一次系)冷温停止状態及び高温停止状態で確確認、（二次系）冷温停止状態で確認。
）

認､(二次系)冷温停止状態で確認｡)(5) 非破壊検査に係る校正用試験片又は対比試験片は、規定された人工傷を有し、確認されているもの
であること。
(6) 亀裂の解釈及び維持規格に基づき、非破壊試験を行う者及び評価を行う者は力量を有する者であることを確認する。

(5) 非破壊検査に係る校正用試験片又は対比試験片は､規定された人工傷を有し､確認されているもの
であること｡(6) 亀裂の解釈及び維持規格に基づき､非破壊試験を行う者及び評価を行う者は力量を有する者であることを確認する｡(7) 非破壊検査の有資格者が判定する検査の場合、その判断に基づいて事業者検査の判定が行われてい(7) 非破壊検査の有資格者が判定する検査の場合､その判断に基づいて事業者検査の判定が行われてることを確認する。非破壊試験において、検査不可範囲がある場合は記録又は図示していることをいることを確認する｡ 非破壊試験において､検査不可範囲がある場合は記録又は図示していること
7- 80 -

記載の適正化（誤記）

確認する。非破壊試験等において、有意な欠陥指示と疑わしきものが発見された際、過去のデータを確認する｡ 非破壊試験等において､有意な欠陥指示と疑わしきものが発見された際､過去のデータと比較し、評価していることを確認する。

と比較し､評価していることを確認する｡(8) 目視検査において、一次冷却系統でホウ酸の漏えいが発見された場合、事業者が当該機器等に対し(8) 目視検査において､一次冷却系統でホウ酸の漏えいが発見された場合､事業者が当該機器等に対して適切な腐食率を適用し、腐食が原因で生じた構造又は原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性の喪て適切な腐食率を適用し､腐食が原因で生じた構造又は原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性の喪失の影響を適切に技術評価しているかどうかを確認する。米国の EPRI のホウ酸腐食に関するガイ

失の影響を適切に技術評価しているかどうかを確認する｡米国の EPRI のホウ酸腐食に関するガイド

ドブック改訂 1-EPRI 技術報告書 10000975 に記載された試験を参考までに以下に示す。

ブック改訂 1-EPRI 技術報告書 10000975 に記載された試験を参考までに以下に示す｡①容器ヘッド：ホウ酸がヘッド上部の発生源から炭素鋼ヘッドに滴り落ちて濃縮される。腐食率は①容器ヘッド:ホウ酸がヘッド上部の発生源から炭素鋼ヘッドに滴り落ちて濃縮され る｡腐食率

加熱面への流量に影響されやすい。

は加熱面への流量に影響されやすい｡②加熱された炭素鋼管：ホウ酸が上部の発生源から加熱・断熱された配管に滴り落ちて濃縮される。

②加熱された炭素鋼管:ホウ酸が上部の発生源から加熱･断熱された配管に滴り落ちて濃縮される｡③ホウ酸漏えいの衝撃：（ポンプケーシング接合部によくある）ボルト締め構造がホウ酸蒸気／水の衝撃を受けて、ボルトが腐食しやすい構造となる。

③ホウ酸漏えいの衝撃:(ポンプケーシング接合部によくある)ボルト締め構造がホウ酸蒸気/水の衝撃を受けて､ボルトが腐食しやすい構造となる｡④高温フランジ漏えい：ホウ酸の漏えい（0.1gpm 以下）により、高温（600F_約315.5℃）で動作す④高温フランジ漏えい:ホウ酸の漏えい(0.1gpm 以下)により､高温(600F_約315.5℃)で動作するフるフランジ付きの接合部の漏えい箇所付近の締結具が腐食する。温度が低い（180F_約82.2℃）

ランジ付きの接合部の漏えい箇所付近の締結具が腐食する｡温度が低い(180F_約82.2℃)場合､締場合、締結具の腐食はかなり少ない。

結具の腐食はかなり少ない｡
5.2 漏えい試験に関する留意事項

5.2 漏えい試験に関する留意事項(1) クラス１機器、クラス２機器、クラス３機器、原子炉格納容器、重大事故等クラス１機器、重大(1) クラス1機器､クラス2機器､クラス3機器､原子炉格納容器､重大事故等クラス1機器､重大事故等ク

事故等クラス２機器及び重大事故等クラス３機器の漏えい試験については、維持規格に関する技

ラス2機器及び重大事故等クラス3機器の漏えい試験については､維持規格に関する技術評価書に

術評価書に定められた方法で試験が行われていることを確認する。

定められた方法で試験が行われていることを確認する｡(2) 特に、クラス１機器の試験は、「JSME S NC1 発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（以下「設(2) 特に､クラス1機器の試験は､｢JSME S NC1 発電用原子力設備規格 設計･建設規格｣ (以下｢設計計建設規格」という。）に定められた関連温度又はそれと同様の関連温度により評価された温度

建設規格｣という｡)に定められた関連温度又はそれと同様の関連温度により評価された温度以上

以上の温度で行われていることを確認する。

の温度で行われていることを確認する｡

中性子照射の影響のある炉心領域部については設計建設規格の監視試験片の試験結果を評価し、中性子照射の影響のある炉心領域部については設計建設規格の監視試験片の試験結果を評価し､非延性破壊を生じていない温度で行われていることを確認する。

非延性破壊を生じていない温度で行われていることを確認する｡

クラス２機器及びクラス３機器のフェライト材料を含む系統については、設計建設規格に定める

クラス2機器及びクラス3機器のフェライト材料を含む系統については､設計建設規格に定めるフフェライト鋼の破壊靱性要求を満足する最低使用温度以上で試験が行われていることを確認す

ェライト鋼の破壊靱性要求を満足する最低使用温度以上で試験が行われていることを確認する｡

記）(3) 原子炉格納容器については､｢JEAC4203 原子炉格納容器の漏えい率試験規程｣に関する技術評る。
(3) 原子炉格納容器については、「JEAC4203

記載の適正化（誤原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に関する技術評

価書に定められた方法で試験が行われていることを確認する｡

価書に定められた方法で試験が行われていることを確認する。

5.3 蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）に関する留意事項

5.3 蒸気発生器(SG)伝熱管検査(PWR)に関する留意事項(1) この検査は、以下の場合を除き、690合金の伝熱管を備えた SG に関しては確認をしなくてもよい。

(1) この検査は､以下の場合を除き､690合金の伝熱管を備えた SG に関しては確認をしなくてもよい｡

600合金の伝熱管を備えた SG に関しては、少なくとも原子炉停止１回おきに確認を行うのがよ

600合金の伝熱管を備えた SG に関しては､少なくとも原子炉停止1回おきに確認を行うのがよい｡

い。
（ただし、以下の場合はより頻繁に確認を行うものとする。
）(ただし､以下の場合はより頻繁に確認を行うものとする｡)①SG 伝熱管が劣化している状態※※過去の SG 伝熱管検査で事業者が報告した欠陥数よりも増加、重大な欠陥等の予測が明らかになった場合が考えられる。このような情報は事業者の報告書、運転評価から得ることができる。
②過去の運転サイクルで SG 伝熱管性能を満足しなかった場合①SG 伝熱管が劣化している状態**過去の SG 伝熱管検査で事業者が報告した欠陥数よりも増加､重大な欠陥等の予測が明らかになった場合が考えられる｡このような情報は事業者の報告書､運転評価から得ることができる｡②過去の運転サイクルで SG 伝熱管性能を満足しなかった場合③SG の設計、水化学、材料特性又は新たな劣化メカニズムにより SG に影響があると原子力規制③SG の設計､水化学､材料特性又は新たな劣化メカニズムにより SG に影響委員会、産業界等で報告された場合があると原子力規制委員会､産業界等で報告された場合
8- 81 -

記載の適正化（誤記）

④690合金の伝熱管にあっては、かなりの供用時間を有するもの（例えば、営業運転開始後（SG 取④690合金の伝熱管にあっては､かなりの供用時間を有するもの(例えば､営業 運転開始後(SG 取替え後）15年以上、SG に関する事業者の検査等を確認してから２サイクル以上）替え後)15年以上､SG に関する事業者の検査等を確認してから2サイクル以上)(2) 本検査の実施時期について、可能であれば、事業者が評価を行うタイミングで行うとよい。

(2) 本検査の実施時期について､可能であれば､事業者が評価を行うタイミングで行うとよい｡(3) 事業者により、過去の報告書と現在の状況との比較に基づき新たな劣化メカニズムが特定された(3) 事業者により､過去の報告書と現在の状況との比較に基づき新たな劣化メカニズムが特定された

場合、検査官は、その新たなメカニズムを確認し、事業者の評価に対して確認をする。SG を取り場合､検査官は､その新たなメカニズムを確認し､事業者の評価に対して確認をする｡SG を取り替替えた場合、その後初めて行われた検査の結果を供用前検査の記録等と比較する（この場合、取えた場合､その後初めて行われた検査の結果を供用前検査の記録等と比較する(この場合､取り替

り替え後最初の検査で発見された摩耗減肉の兆候は新たな劣化メカニズムと見なすべきではな

え後最初の検査で発見された摩耗減肉の兆候は新たな劣化メカニズムと見なすべきではない

※

い 。
）
。
※ただし、多数の兆候（SG１台につき100箇所以上）が発見されている場合、かなりの程度の管壁貫通（30％を超える管壁貫通）が発見されている場合は除く。
(4) 上述(3)に関して、事業者が将来の劣化状況を適切に予想できる能力を満たしているか確認する。

*｡)｡*ただし､多数の兆候(SG1台につき100箇所以上)が発見されている場合､かなりの程度の管壁貫通(30%を超える管壁貫通)が発見されている場合は除く｡(4) 上述(3)に関して､事業者が将来の劣化状況を適切に予想できる能力を満たしているか確認する｡(5) 事業者が伝熱管を補修する場合（例えば、プラグ又はスリーブを設置する場合）、補修が必要な伝(5) 事業者が伝熱管を補修する場合(例えば､プラグ又はスリーブを設置する場合)､補修が必要な伝熱管が間違いなく特定され確実に実施されることを立会又は記録により確認する。
(6) 事業者が劣化兆候を検知後に施栓又はスリーブ施工という対策を取らない場合、その妥当性を確

熱管が間違いなく特定され確実に実施されることを立会又は記録により確認する｡(6) 事業者が劣化兆候を検知後に施栓又はスリーブ施工という対策を取らない場合､その妥当性を確認するとともに、劣化の深さを合理的に推測できる寸法測定技術を持っていることを確認する。

認するとともに､劣化の深さを合理的に推測できる寸法測定技術を持っていることを確認する｡(7) 一次系から二次系への漏えいを監視する場合、事業者がその手順、機器等の妥当性を確認するこ(7) 一次系から二次系への漏えいを監視する場合､事業者がその手順､機器等の妥当性を確認することも有効である。例えば、漏出速度とその変化率に関する情報をリアルタイムで提供するためのとも有効である｡例えば､漏出速度とその変化率に関する情報をリアルタイムで提供するための手順がどうなっているのか、一次系から二次系への漏えいを検出するために使用される放射線モ

手順がどうなっているのか､一次系から二次系への漏えいを検出するために使用される放射線モニタのアラーム設定値が適切に設定されているか等が挙げられる。さらに、緊急対応手順、機器

ニタのアラーム設定値が適切に設定されているか等が挙げられる｡さらに､緊急対応手順､機器等、系統の可用性、SG 伝熱管破損に対応するための運転員の訓練の妥当性も確認できると考え等､系統の可用性､SG 伝熱管破損に対応するための運転員の訓練の妥当性も確認できると考える｡

る。

(8) ECT のデータ解析が工場で行われている場合は､検査官はその場所に行って解析状況を観察して(8) ECT のデータ解析が工場で行われている場合は、検査官はその場所に行って解析状況を観察してもよい｡この場合､事業者との調整､工場への入所手続き等に留意すること｡もよい。この場合、事業者との調整、工場への入所手続き等に留意すること。
運用の明確化
5.4 破断前漏えい（LBB：Leak Before Break）の成立性（新設）

・供用期間中検査

破断前漏えい（以下「LBB」という。
）の成立を前提として原子炉冷却材バウンダリに該当する配管のにより配管に亀裂

機械強度の設計を行っているプラントにおいて、供用期間中検査により配管に亀裂等の有意な欠陥が等の有意な欠陥が検出された場合、運転期間中の技術基準規則第17条各号（ただし第１号から第７号及び第15号の規定を検出された場合の除く。
）及び第18条に対する適合性について事業者の評価が適切に行われているかを確認することに加運用を明確化（大え、検出された欠陥の性状等が、事業者が認可を受けた設計及び工事の計画において示している LBB 成

飯３号機の配管亀立性の考え方（例えば、JEAG4613「原子力発電所配管破損防護設計技術指針」に基づく評価等）と齟齬

裂事象に対する原がないことについても確認する必要がある。

子力規制委員会における議論等の反6 参考資料

6. 参考資料

映）(1)原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド(1) 原子力事業者等における使用前事業者検査､定期事業者検査､保安のための措置等に係る運用ガイド

記載の適正化（誤(2)原規技発第1408063号「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の(2) 原規技発第1408063号｢実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の記）

欠陥の解釈」原子力規制委員会文書発出

欠陥の解釈｣原子力規制委員会文書発出(3)JSME S NA1「発電用原子力設備規格維持規格」社団法人日本機械学会発行(3) JSME S NA1 ｢発電用原子力設備規格維持規格｣社団法人日本機械学会発行(4)JSME S NC1「発電用原子力設備規格設計・建設規格」社団法人日本機械学会発行(4) JSME S NC1 ｢発電用原子力設備規格設計･建設規格｣社団法人日本機械学会発行(5)JEAC4207「軽水炉原子力発電所用機器の供用期間中検査における超音波探傷試験規程」社団法人日本(5) JEAC4207 ｢軽水炉原子力発電所用機器の供用期間中検査における超音波探傷試験規程｣社団法人日本

電気協会発行(6)JEAC4203「社団法人日本電気協会電気技術規程「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」」社団法人日電気協会発行(6) JEAC4203 ｢社団法人日本電気協会電気技術規程｢原子炉格納容器の漏えい率試験規程｣社団法人日本
9- 82 -

本電気協会発行

電気協会発行(7)JEAG4208「軽水型原子力発電所用蒸気発生器伝熱管の供用期間中検査における渦流探傷試験指針」(8)JEAG4613「原子力発電所配管破損防護設計技術指針」(7) JEAG4208「軽水型原子力発電所用蒸気発生器伝熱管の供用期間中検査における渦流探傷試験指針」（追加）

運用の明確化・供用期間中検査
により配管に亀裂等の有意な欠陥が7. 改訂履歴

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

施行
○運用の明確化検出された場合の

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

運用を明確化（大飯３号機の配管亀施行

裂事象に対する原（新設）①供用期間中検査により配管に亀裂等

子力規制委員会にの有意な欠陥が検出された場合の運おける議論等の反用を明確化（大飯３号機の配管亀裂

映）

１

事象に対する原子力規制委員会にお改正に伴う修正ける議論等の反映）（5.4破断前漏えい（LBB：Leak Before Break）の成
立性）○記載の適正化

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用
原子炉の設置、運転等に関する規則研究開発段階発電
用原子炉施設

保安のための措置に係る規則条項第 55 条から第 58 まで保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第 18 号、同条第３項第 18 号

第 76 条

第 87 条第１項第 18 号、同条第３項第 19 号

記載の適正化（誤表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
研究開発段階発電用
原子炉の設置､運転等に関する規則研究開発段階発電
用原子炉施設

保安のための措置に係る規則条項第 55 条から第 58 まで保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 18 号､同条第 3 項第 18 号

第 76 条

第 87 条第 1 項第 18 号､同条第 3 項第 19 号記）

記載の適正化（誤表２ 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発電用原子炉施設記）

表2 関連する技術基準規則条項

技術基準に関する規則
第４条から第 78 条まで
第４条から第 78 条まで

原子力施設の種別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発電用原子炉施設

技術基準に関する規則
第 4 条から第 78 条まで
第 4 条から第 78 条まで

記載の適正化（誤表３ 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

記）

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

01 実用炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

供 用 期間 中検 査

定期事業

1

燃 料 取 替 に 伴 う施

チーム

（BWR）

者検査の

設 停 止 時 １ 回 につ

都度

き50

01 実用炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

供 用 期間 中検 査

定期事業

1

燃 料 取 替 に 伴 う施

チーム

(BWR)

者検査の

設停止時1回につき

都度

50

10

- 83 -

02

供 用 期間 中検 査

定期事業

1

燃 料 取 替 に 伴 う施

（PWR）

者検査の

設 停 止 時 １ 回 につ

都度

き125※

チーム

02

1

供 用 期間 中検 査

定期事業

燃 料 取 替 に 伴 う施

(PWR)

者検査の

設停止時1回につき

都度

125※

（ SG-ECT を 実 施 し(SG-ECTを実施しない場合：55への変ない場合:55への変

更可能）

更可能)

※ 蒸気発生器及び原子炉ヘッドの検査がない場合は55時間まで減らすことができる｡

チーム*蒸気発生器及び原子炉ヘッドの検査がない場合は55時間まで減らすことができる｡
02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

検査頻度

01

供用期間中検査

定期事業
者検査の

サンプル数
１

合計時間[h]
125

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

01

供用期間中検査

定期事業

チーム

者検査の

都度

都度

11

- 84 -

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1

125

チーム

基本検査運用ガイド
設計管理（新旧対照表）1- 85 -

（下線部分が改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

設計管理

設計管理

（BM0100_r1）（BM0100_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1 監視領域

1. 監視領域
大分類:｢原子力施設安全｣小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」

小分類:｢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」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）｢重大事故等対処及び大規模損壊対処｣(実用炉､研開炉､試験炉､再処理､加工)「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（貯蔵、管理、埋設、使用）｢臨界防止｣｢拡大防止･影響緩和｣｢閉じ込めの維持｣(貯蔵､管理､埋設､使用)

2 検査目的2. 検査目的
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下「法」という。)、第61条の2の2第1項4号第61条の２の２第１項第４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施ロで規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措

設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における設計管理

置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における設計管理の活動状況を確認する。当該事項の活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の２の２第１項第３号イで規定する事項（保安規定）のうは、法第61条の2の2第1項3号イで規定する事項(保安規定)のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則

ち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設の施設管理に係る活動状況の確認と併せての施設管理に係る活動状況の確認と併せて行う。

行う。

る規則で規定する、設計開発等の関連条項への適合性も確認する。

記）

検査分野:｢施設管理｣

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。
）

また、当該活動については、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改正に伴う修正

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

検査分野：「施設管理」

改正理由

記載の適正化（誤記）

また、当該活動については、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で規定する、設計開発等の関連条項への適合性も確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に関連する設備・機器等にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて関連する設備・機器等にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて

確認する。

確認する。

3 検査要件3. 検査要件

記載の適正化（誤3.1 検査対象

3.1 検査対象記）

監視領域小分類「発生防止」「影響緩和」及び「閉じ込めの維持」等に係る安全上重要な機器等のうち監視領域小分類｢発生防止｣｢影響緩和｣及び｢閉じ込めの維持｣等に係る安全上重要な機器等のうち｢既「既存の安全上重要な構築物、系統及び機器の性能や機能を改善する目的で実施する改造に関する設計

存の安全上重要な構築物､系統及び機器の性能や機能を改善する目的で実施する改造に関する設計｣に関」に関する新設・改造工事を対象として、下記(1)又は(2)の検査を行うが、原状復帰を前提とする一時的する新設･改造工事を対象として､下記(1)又は(2)の検査を行うが､原状復帰を前提とする一時的な改造な改造における設計管理については、「作業管理」の検査運用ガイドを用いて検査を行うこととする。

における設計管理については､「作業管理」の検査運用ガイドを用いて検査を行うこととする｡

なお、ここで対象としている原子力施設における設計については、5.1を参照のこと。

なお、ここで対象としている原子力施設における設計については､5.1を参照のこと｡(1) 設計要求事項が明確であり、デザインレビューが適切に実施され、必要な検証及び妥当性の確認が(1) 設計要求事項が明確であり､デザインレビューが適切に実施され､必要な検証及び妥当性の確認が実実施されていることを確認する検査（以下「設計管理の適切性検査」という。）(2) 設計要求が､検査対象とする構築物、系統及び機器の性能、機能等と整合していることを確認する

施されていることを確認する検査(以下､｢設計管理の適切性検査｣という)(2) 設計要求が､検査対象とする構築物､系統及び機器の性能､機能等と整合していることを確認する
2- 86 -

検査（以下「設計要求と性能、機能等の整合性検査」という。）
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査(以下､｢設計要求と性能､機能等の整合性検査｣という)検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査は、表２の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお、検査対象１施設につき、特に重要度の高いものから数例を選択し、施工開始前までの期間に検査を実、検査対象1施設プラントにつき､特に重要度の高いものから数例を選択し､施工開始前までの期間に検施するように努める｡

査を実施するように努める｡

4 検査手順4.1 検査前準備

4. 検査手順4.1 検査前準備(1) 新設・改造を行う安全上重要な機器等の設計・施工に関する計画及び最新の工程表を入手し、検査(1) 新設･改造を行う安全上重要な機器等の設計･施工に関する計画及び最新の工程表を入手し､検査計画を立案する。検査計画には、選定した検査対象、検査範囲、検査内容、検査実施に要するリソー計画を立案する｡検査計画には､選定した検査対象､検査範囲､検査内容､検査実施に要するリソース､検ス、検査実施体制及び概略の検査日程を明確にしておくことが望ましい。

査実施体制及び概略の検査日程を明確にしておくことが望ましい｡(2) 新規制基準対応の設備については、設計・製作・施工等が、適切な品質保証体制のもとで行われて(2) 新規制基準対応の設備については､設計･製作･施工等が､適切な品質保証体制のもとで行われていいることを確認しておく。

ることを確認しておく｡(3) 技術検討会議等、当該検査に係る事業者等の会議体の種類と開催日程等を事前に把握し、必要な場(3) 技術検討会議等､当該検査に係る事業者等の会議体の種類と開催日程等を事前に把握し､必要な場

合に会議体への陪席ができるように準備しておく。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

合に会議体への陪席ができるように準備しておく｡(4) 設計のアウトプットに当たる情報（性能計算書、構造解析書、確率論的リスク評価書、技術仕様書(4) 設計のアウトプットに当たる情報(性能計算書､構造解析書､確率論的リスク評価書､技術仕様書､、運転手順書、警報処置手順書、定例試験手順書、外形図、構造図、P&ID、ECWD等）を事前に入手して運転手順書､警報処置手順書､定例試験手順書､外形図､構造図､P&ID､ECWD等)を事前に入手しておく｡な

おく。なお、検査対象となる機器・設備ごとに設計アウトプットが異なることから、調達仕様書や購

お､検査対象となる機器･設備ごとに設計アウトプットが異なることから､調達仕様書や購入仕様書に

入仕様書に記載のある提出図書等を予め確認すると良い。

記載のある提出図書等を予め確認すると良い｡(5) 対象とする施設の事故・故障及びグレードの高い不適合情報等のリスク情報を事前に入手してお(5) 対象とする施設の事故･故障及びグレードの高い不適合情報等のリスク情報を事前に入手しておく｡

く｡

4.2 検査実施

4.2 検査実施

記載の適正化（誤(1) 設計管理の適切性検査(1) 設計管理の適切性検査記）

コンディションレポート等のリスク情報を入手、又は現場ウォークダウンによって施工状況を確認し､検査対象を抽出する｡

コンディションレポート等のリスク情報を入手､又は現場ウォークダウンによって施工状況を確認し､検査対象を抽出する｡

a. 検査対象とする設計プロセスが、基本設計、詳細設計、製造設計等のどの段階にあるかを確認し、a. 検査対象とする設計プロセスが､基本設計､詳細設計､製造設計等のどの段階にあるかを確認し､必必要とされる安全機能実現のためにその段階で要求される設計要求事項が明確にされているか、検要とされる安全機能実現のためにその段階で要求される設計要求事項が明確にされているか､検討

討会議への陪席、技術検討資料等の情報分析に基づき確認する。代表的な要求事項、一般的な設計プ

会議への陪席､技術検討資料等の情報分析に基づき確認する｡代表的な要求事項､一般的な設計プロ

ロセス等については、5.1を参照のこと。

セス等については､5.1を参照のこと｡

b. 設計要求事項に基づき適切な段階で、以下の目的に沿って体系的・計画的に適切なデザインレビュ

b. 設計要求事項に基づき適切な段階で､以下の目的に沿って体系的･計画的に適切なデザインレビューが行われているか、レビュー会議への陪席、議事録、会議資料等の関連情報により確認する。

ーが行われているか､レビュー会議への陪席､議事録､会議資料等の関連情報により確認する｡(a) 設計の結果が、要求事項を満たしていること。

(a) 設計の結果が､要求事項を満たしていること｡
3- 87 -

(b) 問題を抽出し、明確にした上で、必要な処置を提案していること。

(b) 問題を抽出し､明確にした上で､必要な処置を提案していること｡(c) 設計変更のレビューには、その変更に係る原子力施設の構成要素及び関連施設への影響評価を(c) 設計変更のレビューには､その変更に係る原子力施設の構成要素及び関連施設への影響評価を含めていること。

含めていること｡(d) 解析ソフトやメーカノウハウ等の非開示情報を把握し、設計プロセスにおける事業者関与につ(d) 解析ソフトやメーカノウハウ等の非開示情報を把握し､設計プロセスにおける事業者関与について明確にしていること。

いて明確にしていること｡

c. 設計の各段階におけるデザインレビューが、適切なインプット情報に基づいて行われているか、レc. 設計の各段階におけるデザインレビューが､適切なインプット情報に基づいて行われているか､レビュー会議への陪席、議事録、会議資料、設計へのインプット及びアウトプットとなる図書等の情報ビュー会議への陪席､議事録､会議資料､設計へのインプット及びアウトプットとなる図書等の情報により確認する。

により確認する｡(a) 設計からのアウトプットが、インプットの要求事項を満たしていることの検証が行われている(a) 設計からのアウトプットが､インプットの要求事項を満たしていることの検証が行われている

こと。

こと｡

(b) 安全上重要な機器等への要求事項を満たすために、設計の妥当性確認が行われていること。

(b) 安全上重要な機器等への要求事項を満たすために､設計の妥当性確認が行われていること｡(c) デザインレビュー又は検証及び妥当性確認の活動中に明確になった問題に対して必要な処置が(c) デザインレビュー又は検証及び妥当性確認の活動中に明確になった問題に対して必要な処置がとられていること。

とられていること｡(d) 設計変更があった場合には、その変更に対して適切にデザインレビュー、検証及び妥当性の確(d) 設計変更があった場合には､その変更に対して適切にデザインレビュー､検証及び妥当性の確認認が行われていること。

が行われていること｡(e) 必要な場合には、モックアップ等による設計検証若しくは設計の妥当性確認を行っていること(e) 必要な場合には､モックアップ等による設計検証若しくは設計の妥当性確認を行っていること｡。
d. 設計要求事項に基づき作られた設計インプットには、次の事項が含まれていることを関連するレd. 設計要求事項に基づき作られた設計インプットには､次の事項が含まれていることを関連するレビビュー会議への陪席、議事録、議事資料、方針書、技術検討書等の情報により確認する。

ュー会議への陪席､議事録､議事資料､方針書､技術検討書等の情報により確認する｡(a) 機能及び性能に関する要求事項(a) 機能及び性能に関する要求事項(b) 適用される法令・規制要求事項(b) 適用される法令･規制要求事項(c) 適用可能な場合には、以前の類似した設計から得られた情報(c) 適用可能な場合には､以前の類似した設計から得られた情報(d) 設計に不可欠なその他の要求事項(d) 設計に不可欠なその他の要求事項

e. 設計プロセスを経て出力された設計アウトプットが次の状態にあることを関連するレビュー会議

e. 設計プロセスを経て出力された設計アウトプットが次の状態にあることを関連するレビュー会議への陪席、議事録、会議資料、発注のための技術仕様書等の情報により確認する。

への陪席､議事録､会議資料､発注のための技術仕様書等の情報により確認する｡(a) 設計インプットで与えられた要求事項を満たしていること。

(a) 設計インプットで与えられた要求事項を満たしていること｡(b) 設計以降のプロセス（製造・施工・保全等）の実施に対して適切な情報を提供できる又は利用で(b) 設計以降のプロセス(製造･施工･保全等)の実施に対して適切な情報を提供できる又は利用でききるように管理されていること。

るように管理されていること｡(c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか、又はそれを参照していること。

(c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか､又はそれを参照していること｡(d) 新設・改造を実施する安全上重要な機器等の使用時における原子力施設側の状態（条件）が明確(d) 新設･改造を実施する安全上重要な機器等の使用時における原子力施設側の状態(条件)が明確ににされていること。

されていること｡

f. 安全上重要な機器等の設置又は改造に関する設計を外部に委託（調達）している場合は、設計要求

f. 安全上重要な機器等の設置又は改造に関する設計を外部に委託(調達)している場合は､設計要求事

事項を調達先に確実に伝え、調達先から納入された設計アウトプットについて必要な検証を行って項を調達先に確実に伝え､調達先から納入された設計アウトプットについて必要な検証を行っているいることを会議への陪席、議事録、会議資料、購入仕様書、図面・計算書等の納入図書等の情報によことを会議への陪席､議事録､会議資料､購入仕様書､図面･計算書等の納入図書等の情報により確認す

り確認する。

る｡

g. 安全上重要な機器等の設置又は改造の決定から設計・製作・施工までの一連のプロセス及びこの際

g. 安全上重要な機器等の設置又は改造の決定から設計･製作･施工までの一連のプロセス及びこの際にに関係する本店（本社）、発電所等の組織の役割、情報共有、業務引継等について、途中のレビュー

関係する本店(本社)､発電所等の組織の役割､情報共有､業務引継等について､途中のレビュー､審議過4- 88 -

、審議過程、承認過程等も含め確認する。

程､承認過程等も含め確認する｡

h. 設置又は改造を行う安全上重要な機器等の工事の以下の各段階で、安全機能に影響を及ぼす工事上h. 設置又は改造を行う安全上重要な機器等の工事の以下の各段階で､安全機能に影響を及ぼす工事上のリスクを未然に識別し、防止する活動が行われているか確認する。

のリスクを未然に識別し､防止する活動が行われているか確認する｡(a) 計画段階(a) 計画段階(b) 設計段階(b) 設計段階(c) 調達段階(c) 調達段階(d) 工事施工段階(d) 工事施工段階

特に調達段階では、施工作業等に対する調達要求事項として、以下の事項が明確にされ、受注者

特に調達段階では､施工作業等に対する調達要求事項として､以下の事項が明確にされ､受注者側に要求事項が確実に伝達されているか確認する。

側に要求事項が確実に伝達されているか確認する｡(e) 保持されるべき安全機能に関する要求事項(e) 保持されるべき安全機能に関する要求事項(f) 当該工事で影響を受ける他系統の安全機能に関する要求事項(f) 当該工事で影響を受ける他系統の安全機能に関する要求事項(g) 施工方法に関する要求事項(g) 施工方法に関する要求事項(h) 発注者（事業者等）側に提出する図書に関する要求事項(h) 発注者(事業者等)側に提出する図書に関する要求事項(i) 発注者（事業者等）側が行う確認に関する要求事項(i) 発注者(事業者等)側が行う確認に関する要求事項(2) 設計要求と性能、機能等の整合性検査(2) 設計要求と性能､機能等の整合性検査

a. 強度計算書、耐震計算書、性能評価書、構造解析書等の専門性を要する文書の検査については、検a. 強度計算書､耐震計算書､性能評価書､構造解析書等の専門性を要する文書の検査については､検査査官の支援のもとで行う。なお、検査計画立案に際しては、選定した検査対象、検査範囲、検査内官の支援のもとで行う｡なお､検査計画立案に際しては､選定した検査対象､検査範囲､検査内容､検査容、検査実施に要するリソース、検査実施体制、概略の検査日程等の4.1(1)の事項の他に必要な情実施に要するリソース､検査実施体制､概略の検査日程等の4.1(1)の事項の他に必要な情報(文書･資報（文書・資料リスト、各種解析モデルの情報等）を明確にしておく。

料リスト､各種解析モデルの情報等)を明確にしておく｡

b. 以下のようなリスクを有する改造については、設置変更許可等の要否判断、改造計画に対する許認b. 以下のようなリスクを有する改造については､設置変更許可等の要否判断､改造計画に対する許認

可申請の有無、事業者等の行った検証に安全上の問題の見逃しはなかったか等の観点から確認を行

可申請の有無､事業者等の行った検証に安全上の問題の見逃しはなかったか等の観点から確認を行

うこと。

うこと｡

(a) 改造前に評価されていた、事故又は故障の発生頻度等が増大するおそれのある場合(a) 改造前に評価されていた､事故又は故障の発生頻度等が増大するおそれのある場合(b) 改造前の評価とは異なった形式の事故又は故障の生じるおそれのある場合(b) 改造前の評価とは異なった形式の事故又は故障の生じるおそれのある場合(c) 改造前の設計仕様で定められていた安全余裕が低減する場合(c) 改造前の設計仕様で定められていた安全余裕が低減する場合

c. 改造によって影響を受ける性能、機能等の評価が適切に実施されていたかを確認した上で、関連

c. 改造によって影響を受ける性能､機能等の評価が適切に実施されていたかを確認した上で､関連すする図書が適切に更新されており、新たな設計との整合性を有していることを確認する。関連する

る図書が適切に更新されており､新たな設計との整合性を有していることを確認する｡関連する図書

図書とは、例えば、計算書、設計仕様書、調達関連資料、運転手順書、定例試験手順書、試験検査とは､例えば､計算書､設計仕様書､調達関連資料､運転手順書､定例試験手順書､試験検査手順書､警報手順書、警報処置手順書、事故時操作マニュアル、訓練マニュアル等である。

処置手順書､事故時操作マニュアル､訓練マニュアル等である｡

d. 改造によって影響を受ける機能等が適切に維持されていることを試験検査等への立会いや記録等

d. 改造によって影響を受ける機能等が適切に維持されていることを試験検査等への立会いや記録等を元に確認する。影響を受ける機能等とは、例えば、スクラム機能、冷却機能、閉じ込め機能、防を元に確認する｡影響を受ける機能等とは､例えば､スクラム機能､冷却機能､閉じ込め機能､防火機能

火機能、溢水対応機能、サプレッションチャンバー内のECCS用ろ過器閉塞緩和機能、臨界防止機能､溢水対応機能､サプレッションチャンバー内のECCS用ろ過器閉塞緩和機能､臨界防止機能等である｡

等である。
e. 改造後のシステムの操作性、機能性等に問題が生じていないことを確認するために必要な、試験検e. 改造後のシステムの操作性､機能性等に問題が生じていないことを確認するために必要な､試験検査における要求事項、定量的な判断基準値等を明確にした上で、施工や保全側に確実に引き継がれ査における要求事項､定量的な判断基準値等を明確にした上で､施工や保全側に確実に引き継がれて
5- 89 -

ているか確認する。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1)本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2)本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3)検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

いるか確認する｡
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1)本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処

記載の適正化（誤記）

置が適切に講じられていることを確認する。
(2)本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3)検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

5 検査手引
5.1 検査の視点
本検査運用ガイドで述べる設計とは、「既存の安全上重要な構築物、系統及び機器等では対応できない
場合にそれら機器等を改造又は新設すること」を実現するために要求事項を段階的に詳細化していくプ
ロセスであり、下記の視点を参考に実施する。
なお、安全上重要な構築物、系統及び機器の無い原子力施設についても、本ガイドは適用できる。
･ 設計要求事項が明確にされ、これに基づき設計が行われていること。
･ 基本設計、詳細設計、製造設計等の各設計の段階でのデザインレビューが確実に実施され、必要5. 検査手引
5.1 検査の視点
場合にそれら機器等を改造又は新設すること｣を実現するために要求事項を段階的に詳細化していくプ
ロセスであり､下記の視点を参考に実施する｡･ 設計要求事項が明確にされ､これに基づき設計が行われていること｡

設等を考慮した追･ 基本設計､詳細設計､製造設計等の各設計の段階でのデザインレビューが確実に実施され､必要記な検証及び妥当性の確認が実施されていること｡･ 据付検査や性能確認等を実施するまでに､関係する設計図書が利用できる状態になっていること｡･ 構築物､系統及び機器と設計図書の整合性が確認されていること｡既存の安全上重要な機器等の機能や性能を損なうﾘｽｸを事前に把握した上で､必要な対策を施し､施工や保全が行えるように､機能や性能を損なうリスクを事前に把握した上で、必要な対策を施し、施工や保全が行えるよう

設計上の配慮が図られていること｡に､設計上の配慮が図られていること。
･ 設計に係る不適合が確認された場合は、マニュアル等に従い適切に是正処置等がなされている･ 設計に係る不適合が確認された場合は､マニュアル等に従い適切に是正処置等がなされている
こと｡

こと。
(1)設計管理の適切性検査をする場合は、一般的には下図のとおり、デザインレビュー、検証及び妥
当性の確認、設計の目的及び設備相互の関係性等について検査を行うが、実際の検査を行う場合には、設計や工事の進捗状況又は事業者のマニュアル等に定められた内容によって、対象毎に検査手順が変わりうることに留意のこと。

運用の明確化・一部の核燃料施と。
･ 構築物､系統及び機器と設計図書の整合性が確認されていること。既存の安全上重要な機器等の記）

本検査運用ガイドで述べる設計とは､｢既存の安全上重要な構築物､系統及び機器等では対応できないな検証及び妥当性の確認が実施されていること。
･ 据付検査や性能確認等を実施するまでに、関係する設計図書が利用できる状態になっているこ

記載の適正化（誤(1)設計管理の適切性検査をする場合は､一般的には下図のとおり､デザインレビュー､検証及び妥当記載の適正化（誤性の確認､設計の目的及び設備相互の関係性等について検査を行うが､実際の検査を行う場合には､

記）

設計や工事の進捗状況又は事業者のマニュアル等に定められた内容によって､対象毎に検査手順が変わりうることに留意のこと｡

6- 90 -

デザインレビュー

デザインレビュー

設計要求

設計イ

設計

設計アウ

製品及び

設計要求

設計イ

設計

設計アウ

製品及び

事項

ンプッ

プロセス

トプット

サービス

事項

ンプッ

プロセス

トプット

サービス

検証

検証

妥当性確認

妥当性確認

レビュー、検証及び妥当性確認の関係性

レビュー、検証及び妥当性確認の関係性
記載の適正化（誤(2)代表的な設計要求事項は、以下の通り。

(2)代表的な設計要求事項は､以下の通り｡

a. 適用される法令・規則等の要求事項

a. 適用される法令･規則等の要求事項

b. 基本的な設計要求事項（要求機能、要求性能、環境条件、運転・監視方法、インターロック、

b. 基本的な設計要求事項(要求機能､要求性能､環境条件､運転･監視方法､インターロック､強度･強度・耐震、耐用年数、材料、外観・寸法、レイアウト等）

耐震､耐用年数､材料､外観･寸法､レイアウト等)

c. 設置変更許可申請書、工事認可申請書に記載の機能、性能等に関する要求事項

c. 設置変更許可申請書､工事認可申請書に記載の機能､性能等に関する要求事項

d. 新設計、新工法、新材料等を採用するものについては、採用する技術等の妥当性評価

d. 新設計､新工法､新材料等を採用するものについては､採用する技術等の妥当性評価

e. 運転経験からの情報、メーカー提案、定期事業者検査報告書の情報等

e. 運転経験からの情報､メーカー提案､定期事業者検査報告書の情報等

f. 設計情報等の管理及びセキュリティに関する要求事項

f.

g. 安全上重要な機器等の機能・性能に影響を与える可能性がある改造工事等に関する要求事項

g. 安全上重要な機器等の機能･性能に影響を与える可能性がある改造工事等に関する要求事項

h. トラブル及び不適合に伴う是正処置又は他施設不適合の水平展開等の未然防止処置

h. トラブル及び不適合に伴う是正処置又は他施設不適合の水平展開等の未然防止処置

i. 既存の火災影響評価の条件に変更が生じる場合の要求事項

i.

既存の火災影響評価の条件に変更が生じる場合の要求事項

j. 許認可申請等に係る解析業務（計算機プログラムを用いた解析）に関する要求事項

j.

許認可申請等に係る解析業務(計算機プログラムを用いた解析)に関する要求事項

k. 予備品又は貯蔵品の使用の有無と当該物品の使用前確認に係る要求事項

k. 予備品又は貯蔵品の使用の有無と当該物品の使用前確認に係る要求事項

l. 放射性流体の取扱いに係る仮設設備の要否と工認・届出に係る要求事項

l.

m. 必要な試験・検査（寸法・外観検査、溶接検査、非破壊検査、その他：絶縁抵抗測定・受電確

m. 必要な試験･検査(寸法･外観検査､溶接検査､非破壊検査､その他:絶縁抵抗測定・受電確認・機認・機器動作確認 等）に係る要求事項
n. 運転員の業務負荷の増減に係る評価記）

設計情報等の管理及びセキュリティに関する要求事項

放射性流体の取扱いに係る仮設設備の要否と工認･届出に係る要求事項
器動作確認 等)に係る要求事項

n. 運転員の業務負荷の増減に係る評価
記載の適正化（誤(3)安全上重要な機器等の設計においては、構築物、系統及び機器単体の設計だけでなく、既存の構(3)安全上重要な機器等の設計においては､構築物､系統及び機器単体の設計だけでなく､既存の構築

築物、系統及び機器との取り合い設計などの施工管理に係る計画や消耗品交換、潤滑油管理等の保物､系統及び機器との取り合い設計などの施工管理に係る計画や消耗品交換､潤滑油管理等の保全管全管理に係る付帯的な設計も確実に行われていることの確認にも留意のこと。

理に係る付帯的な設計も確実に行われていることの確認にも留意のこと｡(4)設計要求と性能、機能等の整合性検査においては、新設又は改造される機器等の構造・強度、耐(4)設計要求と性能､機能等の整合性検査においては､新設又は改造される機器等の構造･強度､耐震性

震性等が設計要求を満足することの確認が重要であり、以下を参考にできる。ただし、工事認可対等が設計要求を満足することの確認が重要であり､以下を参考にできる｡ただし､工事認可対象設備

象設備等に対する審査、検査の対象範囲については本検査運用ガイドを用いた検査の対象とはしな等に対する審査､検査の対象範囲については本検査運用ガイドを用いた検査の対象とはしない｡

記）

記載の適正化（誤い。

7- 91 -記）

a.強度計算については｢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｣(平成25年6a.強度計算については「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」（平成25年
６月28日

原子力規制委員会規則第６号）※１に基づき、日本機械学会「発電用原子力設備規格

月28日 原子力規制委員会規則第六号)*1に基づき､日本機械学会｢発電用原子力設備規格 設計･設計・建設規格」により実施されているか、又は旧「発電用原子力設備に関する構造等の技術基建設規格｣により実施されているか､又は旧｢発電用原子力設備に関する構造等の技術基準(昭和準（昭和55年通商産業省告示第501号）」により評価する等、評価対象となる機器等のクラスに応55年通商産業省告示第501号)｣により評価する等､評価対象となる機器等のｸﾗｽに応じた適切な適じた適切な適用規格が選定され、評価されているか。

用規格が選定され､評価されているか｡

b.耐震計算については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関す

b.耐震計算については｢実用発電用原子炉及びその附属施設の位置､構造及び設備の基準に関するる規則」（平成25年６月28日 原子力規制委員会規則第５号）※１に基づき「原子力発電所耐震設計

規則｣(平成25年6月28日 原子力規制委員会規則第六号)*1に基づき｢原子力発電所耐震設計技術

技術指針」（JEAG4601）により適切に評価されているか。この際に適用される地震動については指針｣(JEAG4601)により適切に評価されているか｡この際に適用される地震動については､｢原子、「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG4601）に従って策定され､認可された基準地震動Ss及力発電所耐震設計技術指針｣(JEAG4601)に従って策定され､認可された基準地震動Ss及び弾性設

び弾性設計用地震動Sdが用いられているか。

計用地震動Sdが用いられているか｡

c.強度（熱応力計算に付随する温度解析を含む）及び耐震性を、解析的手法を用いて設計する場

c.強度(熱応力計算に付随する温度解析を含む)及び耐震性を､解析的手法を用いて設計する場合

合は、以下の点に配慮されているか。

は､以下の点に配慮されているか｡(a) 解析的手法選択の適否（公式による計算又はモックアップ試験による手法に対して当該手(a) 解析的手法選択の適否(公式による計算又はモックアップ試験による手法に対して当該手法選択の妥当性はあるのか。
）

法選択の妥当性はあるのか｡)(b) 使用する解析プログラムは検証され、許認可解析での使用や業界標準等として認められた(b) 使用する解析プログラムは検証され､許認可解析での使用や業界標準等として認められた

ものか。

ものか｡

(c) 解析の計算精度、有効桁、桁丸めの方法等は定まっているか。

(c) 解析の計算精度､有効桁､桁丸めの方法等は定まっているか｡(d) 使用する物性値は認められたものか。

(d) 使用する物性値は認められたものか｡(e) 計算の中で使用される実験式等の適用範囲は妥当か。

(e) 計算の中で使用される実験式等の適用範囲は妥当か｡(f) FEM（有限要素法）における解析モデルのメッシュは要求される解析精度に見合ったもの(f) FEM(有限要素法)における解析モデルのメッシュは要求される解析精度に見合ったものか｡(g) 床応答曲線に基づくスペクトルモーダル解析法を用いる際のバネ-マスモデルは妥当か｡まか。
(g) 床応答曲線に基づくスペクトルモーダル解析法を用いる際のバネ－マスモデルは妥当か。

た､組み合わせ荷重の算出評価に含める応答モードの次数は適切か｡

また、組み合わせ荷重の算出評価に含める応答モードの次数は適切か。

*1･･･核燃料施設等は｢加工施設の技術基準に関する規則｣等相当する規則を参考にすること｡※１ 核燃料施設等は「加工施設の技術基準に関する規則」等相当する規則を参考にすること。

d. 核燃料施設等においては､設備又は機器の変更であって､当該機器の相互の間隔を許認可で求め

d. 核燃料施設等においては、設備又は機器の変更であって、当該機器の相互の間隔を許認可で求られる核的制限値として記載された間隔よりも小さくしない場合や､放射線遮へい物の側壁におめられる核的制限値として記載された間隔よりも小さくしない場合や、放射線遮へい物の側壁にける線量の値を大きくしない場合は､設計及び工事の計画の認可が不要であることから､該当す

おける線量の値を大きくしない場合は、設計及び工事の計画の認可が不要であることから、該当る工事があった場合は､内容について確認する｡

する工事があった場合は、内容について確認する。
5.2 その他

5.2 その他(1) 本検査運用ガイドを用いた検査で確認した既設との取り合いに関する情報や工事工程に関する情(1) 本検査運用ガイドを用いた検査で確認した既設との取り合いに関する情報や工事工程に関する情記載の適正化（誤報等は、別検査として計画される施工及び保全段階における検査を確実に実施できるよう、関係者間

報等は､別検査として計画される施工及び保全段階における検査を確実に実施できるよう､関係者間

記）で共有すること。

で共有すること｡

6. 改訂履歴

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要
施行
○運用の明確化

１

備考

記載の適正化（誤

改訂

改訂日

0

2020/04/01（新設）①建設又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化
8- 92 -

改訂の概要

備考

記）

施行
改正に伴う修正○記載の適正化

表 1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の
種別

規則名

実用発電用原
子力施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉試験研究用等
原子炉施設
再処理施設

研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設
第一種廃棄物
埋設施設

第二種廃棄物
埋設施設

使用施設等

記載の適正化（誤保安規定記載事項に係る規則条項

原子力施設の
種別

規則名

第 92 条第１項第２号及び 18 号並びに同条第３項第２号及び第 18 号
第 87 条第１項第 18 号及び第３項第 19 号
第 15 条第１項第 17 号及び第２項第 18 号
第 17 条第１項第 17 号及び第２項第 20 号
第８条第１項第 16 号及び第２項第 19 号
第 37 条第１項第 16 号及び第２項第 17 号
第 34 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

実用発電用原
子力施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉試験研究用等
原子炉施設
再処理施設

第 55 条

第 63 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

第一種廃棄物
埋設施設

第 16 条

第 20 条第１項第 17 号及び第２項第 16 号

第二種廃棄物
埋設施設

第２条 11 の７

第２条の 12 第１項第 15号及び第２項第 18 号

使用施設等

研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条

第 76 条
第９条
第 11 条
第７条の４
第 31 条
第 29 条加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条

第 76 条
第9条
第 11 条
第 7 条の 4
第 31 条
第 29 条

保安規定記載事項に係る
規則条項

記）

第 92 条第 1 項第 2 号及び 18 号並びに同条第 3 項
第 2 号及び 18 号
第 87 条第 1 項第 18 号及び第 3 項第 19 号
第 15 条第 1 項第 17 号及び第 2 項第 18 号
第 17 条第 1 項第 17 号及び第 2 項第 20 号
第 8 条第 1 項第 16 号及び第 2 項第 19 号
第 37 条第 1 項第 16 号及び第 2 項第 17 号
第 34 条第 1 項第 15 号及び第 2 項第 17 号

第 55 条

第 63 条第 1 項第 15 号及び第 2 項第 17 号

第 16 条

第 20 条第 1 項第 17 号及び第 2 項第 16 号

第 2 条 11 の 7

第 2 条の 12 第 1 項第 15号及び第 2 項第 18 号

表２ 検査要件まとめ表

表 2 検査要件まとめ表

記載の適正化（誤本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

記）

01 実用炉01 実用炉

※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

01

設計管理の適切性

1年

6

165

日常

性能・機能整合性

３年※

１

215

チーム

02

性能･機能整合性

3年

1

215

チーム

ID

検査項目

01
02

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ（新設）

運用の明確化・建設又は廃止措
置段階の施設につ

いては、必要に応じて検査を実施する。

いて、リスク状態
02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

01

設計管理の適切性に応じた検査頻度

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

６

165

日常

01

設計管理の適切性

1年

6

165

日常

9

- 93 -とする運用を明確化

02※

性能・機能整合性

３年※

１

215

チーム

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ

02

性能･機能整合性

3年

1

215

チーム

運用の明確化・建設又は廃止措（新設）

置段階の施設につ

いては、必要に応じて検査を実施する。

いて、リスク状態
03 試験炉03 試験炉
ID
01
02

03

04

05
06

検査項目
設計管理の適切性（熱出力500kw以上※１）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
１）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 以上※
２）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
２）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 未満）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 未満）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

３

80

日常

01

必要に応じて

－

－

チーム

02

１年

１

35

日常

03

必要に応じて

－

－

チーム

04

１年

１

20

日常

05

必要に応じて

－

－

チーム

06

に応じた検査頻度

検査項目
設計管理の適切性（熱出力500kw以上※１）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
１）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 以上※
２）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
２）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 未満）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 未満）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

3

80

日常

必要に応じて

－

－

チーム

1年

1

35

日常

必要に応じて

－

－

チーム

1年

1

20

日常

必要に応じて－－チーム※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

01

設計管理の適切性

1年

6

165

日常

性能・機能整合性

３年※

１

215

チーム

02

性能･機能整合性

3年

1

215

チーム

ID

検査項目

01
02

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設（た（新設）とする運用を明確
化

運用の明確化だし、高レベル廃液の固化が完了していない等、操業中と同程度のリスク状態にある施設を除く。
）に・建設又は廃止措

ついては、必要に応じて検査を実施する。

置段階の施設について、リスク状態
05 加工

05 加工
ID

検査項目

01

設計管理の適切性（MOX 加工）
性能・機能整合性（MOX 加工）設計管理の適切性（ウラン加工）性能・機能整合性（ウラン加工）

02
03
04
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性(MOX 加工)
性能･機能整合性(MOX 加工)設計管理の適切性(ウラン加工)
性能･機能整合性(ウラン加工)

1年

4

115

日常

3

1

150

チーム

1年

3

80

日常

必要に応じて

－

－

チーム

１年

４

115

日常

01

３年※

１

150

チーム

02

１年

３

80

日常

03

必要に応じて

－

－

チーム

04

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につに応じた検査頻度（新設）とする運用を明確
化

運用の明確化・建設又は廃止措

いては、必要に応じて検査を実施する。

置段階の施設につ
06 貯蔵

いて、リスク状態

06 貯蔵に応じた検査頻度
10- 94 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

01

設計管理の適切性

1年

1

20

日常

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

02

性能･機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

ID

検査項目

01
02

07 管理

07 管理
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

01

設計管理の適切性

1年

1

20

日常

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

02

性能･機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

ID

検査項目

01
02

08 埋設

08 埋設
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

01

設計管理の適切性

1年

1

10

日常

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

02

性能･機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

ID

検査項目

01
02

09 使用(政令該当)

09 使用(政令該当)
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

01

設計管理の適切性

1年

1

10

日常

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

02

性能･機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

ID

検査項目

01
02

11

- 95 -とする運用を明確化

基本検査運用ガイド
作業管理（新旧対照表）1- 96 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

作業管理

作業管理

（BM0110_r1）（BM0110_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1.

1 監視領域

改正理由

改正に伴う変更

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

大分類:｢原子力施設安全｣

記）

小分類：
「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」

小分類:｢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｣(実（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）用炉､研開炉､試験炉､再処理､加工)「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、｢臨界防止｣｢拡大防止･影響緩和｣｢閉じ込めの維持｣｢非常時の対応｣(貯蔵､管理､埋設､使用)

使用）

検査分野:｢施設管理｣

検査分野：「施設管理」
2.

2 検査目的

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）、第61条の２の２第１項

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下「法」という。)、第61条の2の2第1項4号

記）

４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施設の種別ごとの保安のたロで規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措めの措置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における作業管理※に関する活動状況を確認

置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における作業管理※に関する活動状況を確認する。

する。当該事項は、法第61条の２の２第１項３号イで規定する事項（保安規定）のうち、表１に示す保安

当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定する事項(保安規定)のうち、表1に示す保安規定記載事項

規定記載事項に係る規則条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設の施設管理に係るに係る規則条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設の施設管理に係る活動状況の確

活動状況の確認と併せて行う。

認と併せて行う。

また、当該活動については、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で規定する、個別業務等の関連条項への適合性も確認する。

また、当該活動については、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で規定する、個別業務等の関連条項への適合性も確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に関連する設備・機器等の保全にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏関連する設備・機器等の保全にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

まえて確認する。

※作業管理※ 作業管理:施設管理のうち設計管理､法定検査及び保全の有効性評価(保全活動管理指標の設定､監視､計画並びに保全の有効性評価)除く活動｡

施設管理のうち設計管理、法定検査及び保全の有効性評価（保全活動管理指標の設定、監視、計画並びに保全の有効性評価）除く活動。

3 検査要件3.

3.1 検査対象

3.1 検査対象

検査要件

施設管理を行う全ての構築物、系統、機械又は機器（以下「機器等」という。）及び活動を検査対象と施設管理を行う全ての構築物､系統､機械又は機器(以下｢機器等｣という｡)及び活動を検査対象とし､し、その中から適切なサンプリングにより検査を行う。サンプリングに当たっては、後述4.1の検査前準

その中から適切なサンプリングにより検査を行う｡サンプリングに当たっては､後述4.1の検査前準備の備の手順に従って、以下の活動から選定する。

手順に従って､以下の活動から選定する｡(1) 施設管理に係る活動(1) 施設管理に係る活動(2) 原子力施設における施工管理に係る活動(2) 原子力施設における施工管理に係る活動
2- 97 -

記載の適正化（誤記）

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2

検査の体制、頻度及びサンプル数

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査は、表２の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4 検査手順4.

4.1 検査前準備

4.1 検査前準備(1) 検査対象の選定(1) 検査対象の選定
a. 検査対象の選定に際して､個々の機器等のリスクに対する寄与度の変化や事故シーケンスのリス

クに対する寄与度の変化を見極めるために必要な原子力施設情報を入手するとともに、不適合情クに対する寄与度の変化を見極めるために必要な原子力施設情報を入手するとともに､不適合情

報、保全の有効性評価結果、保全計画の変更履歴等の保全に関する情報を入手する。

報､保全の有効性評価結果､保全計画の変更履歴等の保全に関する情報を入手する｡

b. 各データに基づき機器等の安全上の重要度、保全の有効性評価結果、運転実績、保全方式、トラb. 各データに基づき機器等の安全上の重要度､保全の有効性評価結果､運転実績､保全方式､トラブ

ブル等の反映等を確認し、これを考慮しつつ、検査対象とする機器等を選定する。

ル等の反映等を確認し､これを考慮しつつ､検査対象とする機器等を選定する｡

c. 上記の方法に加え、これまでの検査官による監視活動の結果を考慮して、検査対象とする機器等

c. 上記の方法に加え､これまでの検査官による監視活動の結果を考慮して､検査対象とする機器等を選定する｡

を選定する｡

d. 再処理施設、加工施設に対して総合安全解析（以下｢ISA｣という。
）を実施している事業者におい

d. 再処理施設､加工施設に対して総合安全解析(以下｢ISA｣という)を実施している事業者においては､ては、ISA文書の記載される安全のために必要な事項（IROFS）も参考とすること。

ISA文書の記載される安全のために必要な事項(IROFS)も参考とすること｡

作業管理に係る以下について、策定、運用等が適切であることを確認する。
4.2.1 施設管理に係る活動

4.2 検査実施
作業管理に係る以下について､策定､運用等が適切であることを確認する｡
4.2.1 施設管理に係る活動(1) 施設管理として原子力施設の種別毎に表１に示す施行規則条項第１項第１号に基づき施設管理(1) 施設管理として原子力施設の種別毎に表 1 に示す施行規則条項第 1 項第 1 号に基づき施設管理方方針が定められ、同規則条項第１項第３号に基づき当該方針に従った施設管理目標が定められ、運針が定められ､同規則条項第 1 項第 3 号に基づき当該方針に従った施設管理目標が定められ､運用用されていること。

されていること｡

また、同規則条項第２項に基づき、原子力施設の経年劣化に関する技術評価等について、長期施設

また､同規則条項第 2 項に基づき､原子力施設の経年劣化に関する技術評価等について､長期施設管管理方針を定め、当該方針に従って適切に施設管理が実施されていること。

理方針を定め､当該方針に従って適切に施設管理が実施されていること｡(2) 同規則条項第１項第４号に基づき、(1)の施設管理目標を達成するための施設管理の実施に関す(2) 同規則条項第 1 項第 4 号に基づき､(1)の施設管理目標を達成するための施設管理の実施に関するる計画（以下｢保全計画｣という｡）の策定に当たって、以下の項目を定めたうえで、保全計画を策計画(以下｢保全計画｣という｡)の策定に当たって､以下の項目を定めたうえで､保全計画を策定し､定し､適切に管理されていること。

適切に管理されていること｡

a. リスク評価の確認

a. リスク評価の確認

b. 保全プログラムの策定

b. 保全プログラムの策定

c. 保全対象範囲の策定

c. 保全対象範囲の策定

d. 保全重要度の設定

d. 保全重要度の設定

e. 保全計画の策定

e. 保全計画の策定

f. 保全活動の実施

f. 保全活動の実施(3) 保全活動に係る調達に当たって、以下の事項を明確にし、適切に管理されていること。

記）

検査手順

a. 検査対象の選定に際して、個々の機器等のリスクに対する寄与度の変化や事故シーケンスのリス

4.2 検査実施

記載の適正化（誤(3) 保全活動に係る調達に当たって､以下の事項を明確にし､適切に管理されていること｡

a. 調達要求事項

a. 調達要求事項
3- 98 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

b. 調達プロセス

b. 調達プロセスc. 調達製品の検証

c. 調達製品の検証(4) 原子力施設の設計、工事、巡視及び点検等の結果の確認並びに評価について、以下の事項の方法(4) 原子力施設の設計､工事､巡視及び点検等の結果の確認並びに評価について､以下の事項の方法をを定め、適切に運用されていること。

定め､適切に運用されていること｡

a. 点検手入れ前後データの確認、評価

a. 点検手入れ前後データの確認､評価

b. 状態監視データの確認評価

b. 状態監視データの確認評価

c. 運転データの監視、評価

c. 運転データの監視､評価

d. 点検・補修等の不適合管理及び是正処置

d. 点検･補修等の不適合管理及び是正処置(5) 施設管理の有効性評価について、評価の方法を定め、適切に確認、評価等が行われていること。

(5) 施設管理の有効性評価について､評価の方法を定め､適切に確認､評価等が行われていること｡

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

4.2.2 原子力施設における施工管理に係る活動(1) 点検及び工事管理に係る以下の項目について、管理、実施等が適切であること｡(1) 点検及び工事管理に係る以下の項目について､管理､実施等が適切であること｡

a. 施工計画

a. 施工計画b. 品質管理b. 品質管理c. 工程管理c. 工程管理d. アイソレーション管理

d. アイソレーション管理

e. 記録の整理

e. 記録の整理(2) 現場管理に係る以下の項目について、管理、実施等が適切であること。

(2) 現場管理に係る以下の項目について､管理､実施等が適切であること｡

a. 施工管理a. 施工管理

b. 安全管理

b. 安全管理c. 監視及び巡視c. 監視及び巡視d. コンフィギュレーション管理

d. コンフィギュレーション管理

4.3 問題の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正措置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5.

4.2.2 原子力施設における施工管理に係る活動

検査手引

5.1 検査対象選定の際のリスク情報活用に関する留意事項(1) 以下の場合、安全上の重要度が高まる可能性がある。
a. 機器等の工事に伴い、安全機能を有するものであって、多重性を要求される系統のうち１系統が4.3 問題の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処

記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正措置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引

記載の適正化（誤5.1 検査対象選定の際のリスク情報活用に関する留意事項

記）(1) 以下の場合､安全上の重要度が高まる可能性がある｡
a. 機器等の工事に伴い､安全機能を有するものであって､多重性を要求される系統のうち1系統が運運転できない場合。
b. ポンプ又は弁の分解等の工事に伴う一時的な系統又は設備変更により、安全機能を有する系統へ記載の適正化（誤転できない場合｡
b. ポンプ又は弁の分解等の工事に伴う一時的な系統又は設備変更により､安全機能を有する系統へのリスクに対する寄与度が高まる可能性のある場合。

のリスクに対する寄与度が高まる可能性のある場合｡
4- 99 -

c. 冷温停止前の施設停止状態（外部電源喪失の観点で電源系統の安全重要度が高まる。
）

c. 冷温停止前の施設停止状態(外部電源喪失の観点で電源系統の安全重要度が高まる｡)

5.2 本検査を行う際の留意事項

5.2 本検査を行う際の留意事項(1) 施設管理に係る活動(1) 施設管理に係る活動

a. 施設管理方針として、事業者により施設設置又は事業許可若しくは指定の際に定められた性能を有a. 施設管理方針として､事業者により施設設置又は事業許可若しくは指定の際に定められた性能を有し、技術基準に適合するように原子力施設を設置し、維持するため、定められていることを検査官

し､技術基準に適合するように原子力施設を設置し､維持するため､定められていることを検査官がが確認する。また、当該方針は、施設の安全確保を最優先として原子力安全のためのマネジメント

確認する｡また､当該方針は､施設の安全確保を最優先として原子力安全のためのマネジメントシス

システムに基づく活動のうち施設管理の計画、実施、評価及び改善などの活動を確立し、継続的なテムに基づく活動のうち施設管理の計画､実施､評価及び改善などの活動を確立し､継続的な改善を改善を図るために施設管理の現状、経営的課題、保守管理を行う観点から特別な状態及び高経年化図るために施設管理の現状､経営的課題､保守管理を行う観点から特別な状態及び高経年化技術評

技術評価の結果等を踏まえ、定めていることを検査官が確認する。

価の結果等を踏まえ､定めていることを検査官が確認する｡

原子力施設の経年劣化に関する技術評価として、安全上重要な機器等及び実用炉規則第 82 条第原子力施設の経年劣化に関する技術評価として､安全上重要な機器等及び実用炉規則第 82 条第 1１項に定める機器及び構造物の経年劣化に関する技術評価（高経年化技術評価）を行い、当該評価項に定める機器及び構造物の経年劣化に関する技術評価(高経年化技術評価)を行い､当該評価結果

結果に基づき、原子力施設の長期施設管理方針が策定され、当該方針に従って適切に施設管理が実に基づき､原子力施設の長期施設管理方針が策定され､当該方針に従って適切に施設管理が実施さ施されていることを確認する。

れていることを確認する｡

また、施設管理目標について、事業者により施設管理方針に従って実施すべき各種保全活動の達また､施設管理目標について､事業者により施設管理方針に従って実施すべき各種保全活動の達成状況が明確にされ、施設管理の有効性を監視、評価するため、施設の指標及び施設管理の重要度

成状況が明確にされ､施設管理の有効性を監視､評価するため､施設の指標及び施設管理の重要度がが高い系統の系統レベルの指標が設定され、指標毎の目標値が定められていることを検査官が確認高い系統の系統レベルの指標が設定され､指標毎の目標値が定められていることを検査官が確認す

する。

る｡

b. リスク評価の確認

b. リスク評価の確認(a)保全の実施におけるリスク評価の確認するために、以下の観点を考慮すること。

(a)保全の実施におけるリスク評価の確認するために､以下の観点を考慮すること｡

ⅰ.保全活動に関連する施設リスクを施設の状態を考慮し、適切に特定していることを確認する。

ⅰ.保全活動に関連する施設リスクを施設の状態を考慮し､適切に特定していることを確認する｡

ⅱ.特定したリスクについては、リスク分析により、既存の対策、発生確率及びリスクが顕在化しⅱ.特定したリスクについては､リスク分析により､既存の対策､発生確率及びリスクが顕在化したた場合の影響を考慮し、リスクレベルを決定していることを確認する。

場合の影響を考慮し､リスクレベルを決定していることを確認する｡

ⅲ.リスク分析により決定したリスクレベルについて、定められたリスク基準に従い、リスクに対ⅲ.リスク分析により決定したリスクレベルについて､定められたリスク基準に従い､リスクに対すする対応の必要の有無、対応への優先順位、行動の必要性等を評価していることを確認する。

る対応の必要の有無､対応への優先順位､行動の必要性等を評価していることを確認する｡(b)リスク管理の確認するために､以下の観点を考慮すること｡(b)リスク管理の確認するために､以下の観点を考慮すること｡

ⅰ.選定した検査対象については、事業者が手順書に従いメンテナンスのリスク評価を実施していⅰ.選定した検査対象については､事業者が手順書に従いメンテナンスのリスク評価を実施していることを確認する。

ることを確認する｡

ⅱ.通常における保全活動に関する業務管理又はリスクマネジメント活動が、定められたリスク基

ⅱ.通常における保全活動に関する業務管理又はリスクマネジメント活動が､定められたリスク基準に従って適切に実行されていることを確認する。

準に従って適切に実行されていることを確認する｡

ⅲ.保全活動に関するリスクマネジメント活動が発電所内において、効果的に実行され、決められⅲ.保全活動に関するリスクマネジメント活動が発電所内において､効果的に実行され､決められたた期間を通じて実行され続けることを確認する。

期間を通じて実行され続けることを確認する｡

ⅳ.実施中の保全活動を検査対象としている場合は、現場確認の実施により、火災の発生、溢水、ⅳ.実施中の保全活動を検査対象としている場合は､現場確認の実施により､火災の発生､溢水､安全

安全への障害、消火設備への障害及び電源設備への障害等の新たなリスクを発生させていないこへの障害､消火設備への障害及び電源設備への障害等の新たなﾘｽｸを発生させていないことを確認とを確認する。

する｡

ⅴ.リスクマネジメント活動により、施設の状態における安全性に係る機能が維持されていること

ⅴ.リスクマネジメント活動により､施設の状態における安全性に係る機能が維持されていることを確認する。

を確認する｡(c)計画外作業時の確認するために、以下の観点を考慮すること。

(c)計画外作業時の確認するために､以下の観点を考慮すること｡
5- 100 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

ⅰ.計画外の作業については、施設の状態及び状態の変化を考慮し、速やかに施設の安全機能の回

ⅰ.計画外の作業については､施設の状態及び状態の変化を考慮し､速やかに施設の安全機能の回復

復に関する活動に対するメンテナンスのリスク評価を実施していること、必要により再評価してに関する活動に対するメンテナンスのリスク評価を実施していること､必要により再評価していいることを確認する。

ることを確認する｡

ⅱ.計画外作業中においては､事象に関連する対応マニュアル、作業計画、作業工程、施設状態の確ⅱ.計画外作業中においては､事象に関連する対応マニュアル､作業計画､作業工程､施設状態の確立

立と機器等の構成、必要なタグの取付けや取り外し、一時的な状態の変更や機器等の復旧に係ると機器等の構成､必要なタグの取付けや取り外し､一時的な状態の変更や機器等の復旧に係る関連関連作業が運転上の制限を逸脱していないことを確認する。

作業が運転上の制限を逸脱していないことを確認する｡

c. 保全計画の策定及び運用に関して、以下の事項を確認する。

c. 保全計画の策定及び運用に関して､以下の事項を確認する｡

記載の適正化（誤記）(a) 保全プログラムの策定については、事業者により原子力施設の安全性、信頼性を確保するために保(a) 保全プログラムの策定については､事業者により原子力施設の安全性､信頼性を確保するために保全プログラムが策定されていることを確認する。

全プログラムが策定されていることを確認する｡(b) 保全対象範囲の策定については、事業者により原子力施設の中から保全を行うべき対象範囲が選(b) 保全対象範囲の策定については､事業者により原子力施設の中から保全を行うべき対象範囲が選定されていることを確認する。

定されていることを確認する｡(c) 保全重要度の設定については、事業者により保全の効果的な遂行のために、施設管理目標の設定及(c) 保全重要度の設定については､事業者により保全の効果的な遂行のために､施設管理目標の設定及び保全計画の策定に先立ち、保全対象範囲について系統ごとの範囲と機能が明確にされた上で、機器び保全計画の策定に先立ち､保全対象範囲について系統ごとの範囲と機能が明確にされた上で､機器等の保全重要度が設定されていることを確認する。また、保全重要度の設定にあたって活用されるリ等の保全重要度が設定されていることを確認する｡また､保全重要度の設定にあたって活用されるリスク情報としては、PRA から得られるリスク（炉心損傷頻度等）に対する寄与割合を用いて求められスク情報としては､PRA から得られるリスク(炉心損傷頻度等)に対する寄与割合を用いて求められたリスク重要度があり、安全性向上評価における PRA では、炉心損傷頻度、格納容器機能喪失頻度等

たリスク重要度があり､安全性向上評価における PRA では､炉心損傷頻度､格納容器機能喪失頻度等をリスクとして考慮されていることから、リスク重要度の評価に当たってはこれらのうち最も活用をリスクとして考慮されていることから､リスク重要度の評価に当たってはこれらのうち最も活用実実績があり、リスク重要度の評価事例が豊富な「炉心損傷頻度」が少なくとも考慮されていることを績があり､リスク重要度の評価事例が豊富な｢炉心損傷頻度｣が少なくとも考慮されていることを確認

確認する。

する｡

(d) 保全計画の策定(d) 保全計画の策定

i.点検計画の策定については、事業者により原子力施設の停止中及び運転中に点検が実施される

i.点検計画の策定については､事業者により原子力施設の停止中及び運転中に点検が実施される

場合は、あらかじめ保全方式が選定され、点検方法並びにそれらの実施頻度及び時期を定めた点検

場合は､あらかじめ保全方式が選定され､点検方法並びにそれらの実施頻度及び時期を定めた点検計画が策定されていることを確認する。

計画が策定されていることを確認する｡

具体的には、選定した機器等について、関連する最新の文書（品質マネジメントシステム関連文

具体的には､選定した機器等について､関連する最新の文書(品質マネジメントシステム関連文

書、技術文書、系統図、単線結線図、設備の設計図書（設置許可申請書、設計及び工事の計画の認書､技術文書､系統図､単線結線図､設備の設計図書(設置許可申請書､設計及び工事の計画の認可申可申請書及び安全性向上評価結果の届出を含む。
）等）、保安規定、高経年化技術評価結果の記録、請書及び安全性向上評価結果の届出を含む｡)等)､保安規定､高経年化技術評価結果の記録､長期保長期保守管理方針、保全結果の記録（工事報告書、検査成績書、保全の有効性評価結果等）、施設

守管理方針､保全結果の記録(工事報告書､検査成績書､保全の有効性評価結果等)､施設管理方針､

管理方針、施設管理目標、劣化メカニズム整理表、保全計画及び点検計画を確認し、事業者の当該施設管理目標､劣化メカニズム整理表､保全計画及び点検計画を確認し､事業者の当該機器等に係

機器等に係る保全計画の作成手順の妥当性を確認する。

る保全計画の作成手順の妥当性を確認する｡

改造工事等に伴い点検周期が変更となる機器等については、事業者の保守管理手順に沿って不改造工事等に伴い点検周期が変更となる機器等については､事業者の保守管理手順に沿って不適合管理、技術的評価、変更管理等の必要な手順により、点検計画への変更の反映が行われている

適合管理､技術的評価､変更管理等の必要な手順により､点検計画への変更の反映が行われていることを確認する。

ことを確認する｡

ⅱ.補修、取替え及び改造計画の策定については、事業者により補修、取替え及び改造を実施する場

ⅱ.補修､取替え及び改造計画の策定については､事業者により補修､取替え及び改造を実施する場合

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されていることを確認する。また、補修、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されていることを確認する｡また､補修､取取替え及び改造を実施する機器等が、所定の機能を発揮しうる状態にあることを、検査及び試験に替え及び改造を実施する機器等が､所定の機能を発揮しうる状態にあることを､検査及び試験によより確認・評価する時期まで「所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認・評価するために必り確認･評価する時期まで｢所定の機能を発揮しうる状態にあることを確認･評価するために必要な6- 101 -

要な検査及び試験の項目」「検査及び試験の具体的方法」「評価方法及び管理基準」「検査及び試験

検査及び試験の項目｣｢検査及び試験の具体的方法｣｢評価方法及び管理基準｣｢検査及び試験の実施の実施時期」が定められていることを確認する。

時期｣が定められていることを確認する｡

また、本検査において選定した機器等に係る補修、取替え、改造の設計管理の妥当性（施設として確保する必要がある機能の維持、他機器への波及的影響等を含む。
）については「BM0100

設計

また､本検査において選定した機器等に係る補修､取替え､改造の設計管理の妥当性(施設として確保する必要がある機能の維持､他機器への波及的影響等を含む｡)については｢BM0100 設計管管理」検査運用ガイドにて確認する。

理｣検査運用ガイドにて確認する｡

ⅲ.特別な保全計画の策定については、事業者により地震、事故等により長期停止を伴った保全を

ⅲ.特別な保全計画の策定については､事業者により地震､事故等により長期停止を伴った保全を実施される場合などは、あらかじめその方法及び実施時期を定めた計画が策定されていることを実施される場合などは､あらかじめその方法及び実施時期を定めた計画が策定されていることを確認する。また、事業者により特別な保全を実施する機器等が、所定の機能を発揮しうる状態に確認する｡また､事業者により特別な保全を実施する機器等が､所定の機能を発揮しうる状態にああることを、点検により確認・評価するために必要な「所定の機能を発揮しうる状態にあることることを､点検により確認･評価するために必要な｢所定の機能を発揮しうる状態にあることを確を確認・評価するために必要な点検項目」「点検の具体的方法」「評価方法及び管理基準」「点検の認･評価するために必要な点検項目｣｢点検の具体的方法｣｢評価方法及び管理基準｣｢点検の実施基実施基準」が定められていることを確認する。

準｣が定められていることを確認する｡

また、長期保守管理方針を策定している施設においては、高経年化技術評価から抽出された追また､長期保守管理方針を策定している施設においては､高経年化技術評価から抽出された追加保全策が具体的に保全計画に反映されていることを確認する。
(e) 保全活動の実施

加保全策が具体的に保全計画に反映されていることを確認する｡(e) 保全活動の実施

保全計画に規定された期間中に実施する計画である原子力施設の設計及び工事、巡視、点検等の活保全計画に規定された期間中に実施する計画である原子力施設の設計及び工事､巡視､点検等の活動について、実施体制、工程、実施範囲、方法、実施頻度及び時期が計画に従って実施されているこ動について､実施体制､工程､実施範囲､方法､実施頻度及び時期が計画に従って実施されていることとを確認する。

を確認する｡

d. 調達管理d. 調達管理(a)事業者により供給者の選定に際し、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書(a)事業者により供給者の選定に際し､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書にに従って、規定された条件（技術的能力、製造・据付能力、製造・据付実績（実施時期、工事種類、

従って､規定された条件(技術的能力､製造･据付能力､製造･据付実績(実施時期､工事種類､発注実績)､

発注実績）、トラブル事例の有無等）を確認し、適切な手続きを実施していることを確認する。

トラブル事例の有無等)を確認し､適切な手続きを実施していることを確認する｡(b)工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書又はその他文書に基づき、工事計画等(b)工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書又はその他文書に基づき､工事計画等にに係る調達物品等の要求事項（安全文化醸成活動に関する事項含む。
）は明確で、あらかじめ妥当性が係る調達物品等の要求事項(安全文化醸成活動に関する事項含む｡)は明確で､あらかじめ妥当性が確確認されたものであることを確認する。また、必要とされる調達物品等に関する情報の確保できるこ認されたものであることを確認する｡また､必要とされる調達物品等に関する情報の確保できることとを確認する。

を確認する｡(c)事業者は工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書又はその他文書に基づき、調(c)事業者は工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書又はその他文書に基づき､調達

達先（供給者、請負業者）に対する管理方式・程度（監査、立入、報告、能力調査、提出書類の指示先(供給者､請負業者)に対する管理方式･程度(監査､立入､報告､能力調査､提出書類の指示等)が重要

等）が重要度や能力等に応じて定めていることを確認する。

度や能力等に応じて定めていることを確認する｡(d)事業者は調達に際して、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書又はその他文(d)事業者は調達に際して､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書又はその他文書書に従って、事業者から要求事項を仕様書等で明確にし、契約先に提示していることを確認する。

に従って､事業者から要求事項を仕様書等で明確にし､契約先に提示していることを確認する｡(e)事業者は仕様書の要求事項において、調達物品等の受領時に、供給者からの作業・試験成績書等の(e)事業者は仕様書の要求事項において､調達物品等の受領時に､供給者からの作業･試験成績書等の記

記録の提出を義務付けしており、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書に従録の提出を義務付けしており､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書に従っって、事業者が要求事項（安全文化醸成活動に関する事項含む。
）を満たしていることを確認しているて､事業者が要求事項(安全文化醸成活動に関する事項含む｡)を満たしていることを確認しているこことを確認する。

とを確認する｡(f)事業者は工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書又はその他文書に従って、調(f)事業者は工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書又はその他文書に従って､調達

達物品等の検証方法及び手順等があらかじめ定め、実施していることを確認する。

物品等の検証方法及び手順等があらかじめ定め､実施していることを確認する｡(g)事業者は工事計画、品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書に従って、供給者の検証(g)事業者は工事計画､品質保証計画等に記載された規定類又はその他文書に従って､供給者の検証(受7- 102 -

記載の適正化（誤記）

（受入検査、供給者への監査等）結果が適切に管理されていることを確認する。
e. 調達要求事項

入検査､供給者への監査等)結果が適切に管理されていることを確認する｡
e. 調達要求事項

調達要求事項では調達製品に関する要求事項を明確にし、次の事項のうち該当するもが含まれている

調達要求事項では調達製品に関する要求事項を明確にし､次の事項のうち該当するもが含まれていることを確認する。

ことを確認する｡(a) 製品、手順、プロセス及び設備の承認に関する要求事項(a) 製品､手順､ﾌﾟﾛｾｽ及び設備の承認に関する要求事項(b) 要員の適格性確認に関する要求事項(b) 要員の適格性確認に関する要求事項(c) 品質マネジメントに関する要求事項(c) 品質マネジメントに関する要求事項

また、事業者により、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が確認されまた､事業者により､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が確認されていることを確認すること。

ていることを確認すること｡

f. 調達プロセス
事業者により調達製品を調達要求事項に確実に適合させる必要があることから、調達管理プロセスが適切に運用されていることを確認する。

f. 調達プロセス
事業者により調達製品を調達要求事項に確実に適合させる必要があることから､調達管理プロセスが供給者及び調達製品が事業者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､事業者により供給者が評価され、選定されるため、この選定、評価及び再評価の基準が定められ、適切に選者により供給者が評価され､選定されるため､この選定､評価及び再評価の基準が定められ､適切に選定

定及び評価が行われていることを確認する。

及び評価が行われていることを確認する｡

ことから、適切に実施されていることを確認する。
事業者により、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が定められていることを確認する。

記）

記載の適正化（誤記）

適切に運用されていることを確認する｡

供給者及び調達製品が事業者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、事業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しなければならない

記載の適正化（誤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しなければならない
ことから､適切に実施されていることを確認する｡
事業者により､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が定められていることを確認する｡
記載の適正化（誤g. 調達製品の検証
事業者により、調達製品が、規定され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、必要な検査又はその他の活動が定められ、適切に実施されていることを確認する。

g. 調達製品の検証記）

事業者により､調達製品が､規定され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､必要な検査又はその他の活動が定められ､適切に実施されていることを確認する｡

また、事業者により、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

また､事業者により､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するように調達製品の識別、取扱い、包装、保管及び保護を含め、保存されていることを確認する。当ように調達製品の識別､取扱い､包装､保管及び保護を含め､保存されていることを確認する｡当該保存該保存は、取替品、予備品にも適用されていることを確認する。

は､取替品､予備品にも適用されていることを確認する｡

h.原子力施設の設計、工事、巡視、点検等の結果の確認及び評価

h.原子力施設の設計､工事､巡視､点検等の結果の確認及び評価(a) 点検手入れ前後データの確認及び点検結果等の評価については、検査対象の状態を把握するた(a) 点検手入れ前後データの確認及び点検結果等の評価については､検査対象の状態を把握するため、機器リスト、系統図、機器配置図等を用いて現場を確認するとともに、記録等の適切性を確認

め､機器リスト､系統図､機器配置図等を用いて現場を確認するとともに､記録等の適切性を確認するするため、必要に応じて点検手入れ前の状況及び点検手入れ後の状況が記録され、評価されているため､必要に応じて点検手入れ前の状況及び点検手入れ後の状況が記録され､評価されていることをことを確認する。

確認する｡(b) 状態監視データの確認評価については、保全方式として状態基準保全を選定している機器等のう(b) 状態監視データの確認評価については､保全方式として状態基準保全を選定している機器等のう

ち、設備診断技術を使用する場合、状態監視データ項目、評価方法、管理基準、データ採取頻度、ち､設備診断技術を使用する場合､状態監視データ項目､評価方法､管理基準､データ採取頻度､実施時

実施時期及び機器等の状態が管理基準に達した場合の対応方法が関連文書に定められているととも期及び機器等の状態が管理基準に達した場合の対応方法が関連文書に定められているとともに､そに、それに基づき状態基準保全が実施されていることを確認する。また、必要により現場におけるれに基づき状態基準保全が実施されていることを確認する｡また､必要により現場における状態監視8- 103 -

記載の適正化（誤記）

状態監視の実施状況を確認する。

の実施状況を確認する｡(c) 運転データの監視、評価については、通常運転状態における検査対象の各種パラメータを採取し、(c) 運転データの監視､評価については､通常運転状態における検査対象の各種パラメータを採取し､工場試験データ及び建設時の各種試験データと現状データを確認するとともに経年変化等について

工場試験データ及び建設時の各種試験データと現状データを確認するとともに経年変化等について検討され、評価されていることを確認する。

検討され､評価されていることを確認する｡(d) 点検・補修等の不適合管理及び是正処置については、事業者が点検・補修等を実施した機器等が(d) 点検･補修等の不適合管理及び是正処置 については､事業者が点検･補修等を実施した機器等が所定の機能を発揮しうることを確認・評価できない場合には、不適合管理を行った上で、是正処置

所定の機能を発揮しうることを確認･評価できない場合には､不適合管理を行った上で､是正処置がが講じられていることを確認する。

講じられていることを確認する｡

また、最終的な機能確認では十分な確認・評価ができない場合であって、あらかじめ定めたプロ

また､最終的な機能確認では十分な確認･評価ができない場合であって､あらかじめ定めたプロセ

セスに基づき、点検・補修等が実施されていることが確認・評価できない場合は、不適合管理を行スに基づき､点検･補修等が実施されていることが確認･評価できない場合は､不適合管理を行った上った上で、是正処置が講じられていることを確認する。

で､是正処置が講じられていることを確認する｡(e) 事業者自らの原子力施設に係る不適合管理及び是正処置が記録されるとともに、他原子力施設へ(e) 事業者自らの原子力施設に係る不適合管理及び是正処置が記録されるとともに､他原子力施設への注意喚起、トラブル未然防止の観点で有益と考えられる情報についてその情報が共有されるための注意喚起､トラブル未然防止の観点で有益と考えられる情報についてその情報が共有されるため「原子力施設情報ライブラリー」等に登録されていることを確認する。

｢原子力施設情報ライブラリー｣等に登録されていることを確認する｡(f) 保守管理の有効性評価については、事業者による保全の有効性評価の結果及び施設管理目標の達(f) 保守管理の有効性評価については､事業者による保全の有効性評価の結果及び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、当該管理が有効に機能していることを確認すると成度から､定期的に施設管理の有効性を評価し､当該管理が有効に機能していることを確認するととともに、継続的な改善につなげているか否かを確認する。また、事業者による施設管理の有効性のもに､継続的な改善につなげているか否かを確認する｡また､事業者による施設管理の有効性の結果

結果とその根拠及び必要となる改善内容が記録されていることを確認する。

とその根拠及び必要となる改善内容が記録されていることを確認する｡(2)原子力施設における施工管理(2)原子力施設における施工管理

選定した機器等については、保守管理や保全計画のほか、工事計画、設計管理、調達管理及び工選定した機器等については､保守管理や保全計画のほか､工事計画､設計管理､調達管理及び工事

事管理等の必要な手順により点検・補修等の保全が実施されるとともに、その結果が記録されてい管理等の必要な手順により点検･補修等の保全が実施されるとともに､その結果が記録されているこることを確認する。また、必要により現場における保全の実施状況を確認する。なお、設計管理のとを確認する｡また､必要により現場における保全の実施状況を確認する｡なお､設計管理の妥当性に

妥当性については「BM0100 設計管理」検査運用ガイドにて実施する。

ついては｢BM0100 設計管理｣検査運用ガイドにて実施する｡

a. 施工計画

a. 施工計画

保全の実施の確認においては、点検等の工事実施に当たっての工事計画（予算措置、工程、仕様等

保全の実施の確認においては､点検等の工事実施に当たっての工事計画(予算措置､工程､仕様等のの策定）、協力会社等に対する調達管理及び工事管理（工程管理、現場施工管理、協力会社の管理等）

策定)､協力会社等に対する調達管理及び工事管理(工程管理､現場施工管理､協力会社の管理等)を考を考慮し、実際の現場については表３「施工管理における管理項目等の具体例」を参考に作業等のポ慮し､実際の現場については表3｢施工管理における管理項目等の具体例｣を参考に作業等のポイント

イントを定めた上で現場確認を実施する。

を定めた上で現場確認を実施する｡

b. 品質管理b. 品質管理

工場製作品を調達する際の工場及び現地での製造、据え付け、試運転、各段階における検査並びに工場製作品を調達する際の工場及び現地での製造､据え付け､試運転､各段階における検査並びに試試験について基本事項を定め、その重要度に応じた品質管理の内容、区分が定められていることを確験について基本事項を定め､その重要度に応じた品質管理の内容､区分が定められていることを確認認する。具体的には以下の点について、確認する。

する｡具体的には以下の点について､確認する｡(a) 立合確認(a) 立合確認(b) ホールドポイント(b) ホールドポイント(c) 記録確認(c) 記録確認(d) 供給者確認(d) 供給者確認

また、事業者の要領書及び試験検査要領に関して、以下の事項が実施されていることを確認する。

また､事業者の要領書及び試験検査要領に関して､以下の事項が実施されていることを確認する｡
9- 104 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

ⅰ.実施要領書、試験検査要領を作成する者については、必要な力量が定められ、当該力量を持ⅰ.実施要領書､試験検査要領を作成する者については､必要な力量が定められ､当該力量を持っった者が作成していること。

た者が作成していること｡

ⅱ.実施要領書、試験検査要領は、適切に審査・承認されており、必要に応じて更新し、再承認

ⅱ.実施要領書､試験検査要領は､適切に審査･承認されており､必要に応じて更新し､再承認されされていること。

ていること｡

ⅲ.実施要領書・試験検査要領書の適切な版が、必要なときに、必要なところで使用可能な状態

ⅲ.実施要領書･試験検査要領書の適切な版が､必要なときに､必要なところで使用可能な状態でであること。

あること｡

ⅳ.読みやすくかつ容易に識別可能な状態であること。

ⅳ.読みやすくかつ容易に識別可能な状態であること｡

ⅴ.仕様書や工事計画書等に基づき要求事項が明記され整合がとれていること。

ⅴ.仕様書や工事計画書等に基づき要求事項が明記され整合がとれていること｡

ⅵ.工事計画記載事項、技術基準の条項等を明記され、試験や確認検査の判定基準の根拠が適切

ⅵ.工事計画記載事項､技術基準の条項等を明記され､試験や確認検査の判定基準の根拠が適切であること。

であること｡

ⅶ.最新情報、知見、工法等が反映されていること。

ⅶ.最新情報､知見､工法等が反映されていること｡

ⅷ.工事及び試験の責任や権限が明確に定められていること。

ⅷ.工事及び試験の責任や権限が明確に定められていること｡

ⅸ.要領書が適切に制定又は改訂されており、最新版管理が適切に行われるとともに、廃止文書

ⅸ.要領書が適切に制定又は改訂されており､最新版管理が適切に行われるとともに､廃止文書

が誤って使用されないようにする。また、これらを何らかの目的で保持する場合には、適切が誤って使用されないようにする｡また､これらを何らかの目的で保持する場合には､適切なな識別を行われていること。

識別を行われていること｡

ⅹ.工事及び試験検査について、適切な時期を設定していること。また、他の工事及び試験検査

ⅹ.工事及び試験検査について､適切な時期を設定していること｡また､他の工事及び試験検査ににおいて、安全を担保できない又は影響を及ぼすおそれのある時期に設定していないこと。

おいて､安全を担保できない又は影響を及ぼすおそれのある時期に設定していないこと｡

ⅺ.要領書は、要求事項への適合及びマネジメントシステムの効果的運用の証拠を示すために作ⅺ..要領書は､要求事項への適合及びマネジメントシステムの効果的運用の証拠を示すために成する記録の対象を明確にし、管理していること。

作成する記録の対象を明確にし､管理していること｡

ⅻ.事業者は、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規定す

ⅻ..事業者は､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規定するるために、“文書化された手順”を確立していること。

ために､“文書化された手順”を確立していること｡

xⅲ.事業者は、工事、原子力施設に対する要求事項が変更された場合には、関連する文書を修正

xⅲ.事業者は､工事､原子力施設に対する要求事項が変更された場合には､関連する文書を修正ししていること。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していること｡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していていること。

ること｡

c. 工程管理(a)事業者は、工事計画等に従って、発電所全体の主要工程を加味した工程表を作成し、工事完了

c. 工程管理(a)事業者は､工事計画等に従って､発電所全体の主要工程を加味した工程表を作成し､工事完了やや検査の実施時期及び検査が確実に行われることを管理していること。

検査の実施時期及び検査が確実に行われることを管理していること｡(b)工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、手順書又はその他文書に従って、工事及び検(b)工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､手順書又はその他文書に従って､工事及び検査査工程の管理手順（ホールドポイント、リリース権限、確認時期、工程管理表等）が定められ、工程の管理手順(ホールドポイント、リリース権限､確認時期､工程管理表等)が定められ､工程の工程の設定及び変更は関係部門と協議し、また周知されていること。

設定及び変更は関係部門と協議し､また周知されていること｡(c)工事及び検査工程は、事業者及び供給者等の作業実態（要員数、能力、検査方法等）と合致し(c)工事及び検査工程は､事業者及び供給者等の作業実態(要員数､能力､検査方法等)と合致していていること。

ること｡(d)事業者は、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、手順書又はその他文書に従って、(d)事業者は､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､手順書又はその他文書に従って､ツー

ツールボックスミーティング、作業日報等により、作業工程の調整や確認、手順の確認、リスク

ルボックスミーティング(以下｢T.B.M｣という)､作業日報等により､作業工程の調整や確認､手順

管理等を行なわれていること。

の確認､ﾘｽｸ管理等を行なわれていること｡
10- 105 -

記載の適正化（誤記）

(e)事業者は、調達物品等に関する情報の確保も含め、工事計画、品質保証計画等に記載された規(e)事業者は､調達物品等に関する情報の確保も含め､工事計画､品質保証計画等に記載された規定

定類、作業要領書、検査要領書又はその他文書に工事進捗管理の要領が明確にされており管理、類､作業要領書､検査要領書又はその他文書に工事進捗管理の要領が明確にされており管理､記記録していること。

録していること｡(f)事業者は、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書、作業要領書、検査要(f)事業者は､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書､作業要領書､検査要領書

領書又はその他文書に次工程への引き渡しは明確にされ、権限者により確実に実施しているこ又はその他文書に次工程への引き渡しは明確にされ､権限者により確実に実施していること｡と。
(g)事業者は､工事計画､品質保証計画等に記載された規定類､調達仕様書､作業要領書､検査要領書(g)事業者は、工事計画、品質保証計画等に記載された規定類、調達仕様書、作業要領書、検査要領書又はその他文書に従って、工事進捗管理は関係者間で共有化され、状態が識別している。
d. アイソレーション管理

又はその他文書に従って､工事進捗管理は関係者間で共有化され､状態が識別している｡
d. アイソレーション管理保全の実施における工事管理については、施設の安全確保の観点から、保安規定、リスク情報等を保全の実施における工事管理については､施設の安全確保の観点から､保安規定､リスク情報等をもとに､もとに、同様の機能を有する系統の同時停止の回避などの「安全確保に必要な措置（以下「安全処同様の機能を有する系統の同時停止の回避などの｢安全確保に必要な措置｣(以下｢安全処置｣という｡)を行置」という。
）」を行い、機器等の改造による既存設備に対する波及的影響、機能喪失、性能低下がな

い､機器等の改造による既存設備に対する波及的影響､機能喪失､性能低下がないことを確認する｡

いことを確認する。

記載の適正化（誤記）

試験終了後は､試験範囲における安全処置の解除､系統構成や電源等の復旧､系統及び点検対象機

試験終了後は、試験範囲における安全処置の解除、系統構成や電源等の復旧、系統及び点検対象機器等が要求される本来の状態に維持されていること等､現場の設備環境を正常な状態に復旧してい器等が要求される本来の状態に維持されていること等、現場の設備環境を正常な状態に復旧していることを確認する｡なお､系統構成の妥当性については｢BO1020_設備の系統構成｣検査運用ガイド

ることを確認する。なお、系統構成の妥当性については「BO1020 設備の系統構成」検査運用ガイにて実施する｡

ドにて実施する。
e. 記録の整理

e. 記録の整理

要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的な運用の証拠を示すために作成された要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的な運用の証拠を示すために作成された記録の識別、保管、保護、検索、保管期間及び廃棄に関して必要な管理を規定するために文書化さ記録の識別､保管､保護､検索､保管期間及び廃棄に関して必要な管理を規定するために文書化されたれた手順が確立されていることを確認する。また記録は、読みやすく、容易に識別可能かつ検索可手順が確立されていることを確認する｡また記録は､読みやすく､容易に識別可能かつ検索可能であ能であることを確認する。

ることを確認する｡

点検、試検等の実績については、工事報告書、検査報告書等により点検計画への実績反映が遅滞

点検､試検等の実績については､工事報告書､検査報告書等により点検計画への実績反映が遅滞ななく反映されていることを確認する。また、一つの機器等を複数の保全部門で管理しているものにく反映されていることを確認する｡また､一つの機器等を複数の保全部門で管理しているものについついては、点検漏れや反映漏れのないように適切に管理されていることを確認する。

ては､点検漏れや反映漏れのないように適切に管理されていることを確認する｡

f. 施工管理f.

施工管理

現場における施工管理のポイントについては、表３「施工管理における管理項目等の具体例」を参現場における施工管理のポイントについては､表3｢施工管理における管理項目等の具体例｣を参考

考に作業等を現場確認にて実施する。また、仕様書や工事計画書等に基づいた要求事項に対して満に作業等を現場確認にて実施する｡また､仕様書や工事計画書等に基づいた要求事項に対して満足で足できる施工管理体制や要員の員数、必要な力量を有した者が選任されていること等について確認

きる施工管理体制や要員の員数､必要な力量を有した者が選任されていること等について確認する｡

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）する。
g. 安全管理

g. 安全管理

関係法令及び原子力施設内の諸規則等を遵守については、原子力安全の根底となる作業安全につ関係法令及び原子力施設内の諸規則等を遵守については､原子力安全の根底となる作業安全について適切に実施されていることを確認すること。また、所管する法規以外における不適切な事象をいて適切に実施されていることを確認すること｡また､所管する法規以外における不適切な事象を発発見した場合は、必要に応じて法規を管轄する部署に連絡を行うこと。

見した場合は､必要に応じて法規を管轄する部署に連絡を行うこと｡

h. 監視及び巡視
運転中及び停止時における監視並びに通常巡視、特別巡視を実施する場合については、関連パラ

h. 監視及び巡視
運転中及び停止時における監視並びに通常巡視､特別巡視を実施する場合については､関連パラメ
11- 106 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

メータを確認することや周辺機器や周辺計器の動作等に確認するとともに接触や誤操作、誤作動をータを確認することや周辺機器や周辺計器の動作等に確認するとともに接触や誤操作､誤作動を起起こさないよう注意する。また、通常時と異なるパラメータや状態を確認した場合については、速こさないよう注意する｡また､通常時と異なるパラメータや状態を確認した場合については､速やか

やかに関係各所に連絡を行うことやその方法や手段が確立されていることを確認する。

に関係各所に連絡を行うことやその方法や手段が確立されていることを確認する｡

5.3 核燃料施設等に対して検査を行う際の留意事項

5.3 核燃料施設等に対して検査を行う際の留意事項(1) 試験研究炉においては、特に原子炉計装系及び機器の操作性に関わる保守活動の実施に特に注意を払うこと。

記載の適正化（誤(1) 試験研究炉においては､特に原子炉計装系及び機器の操作性に関わる保守活動の実施に特に注意を

記）

払うこと｡

(2) 核燃料施設等の熱交換器・ヒートシンク設備については、定期的にウォークダウンの一環とし「BM1040 ヒートシンク性能」検査運用ガイドを参考とした確認を行うこと。
(3) 核燃料施設等においては、改造、補修又は取替え作業の一部として、供用期間中検査対象範囲に対する溶接作業が行われた場合は、１～３箇所の溶接部をサンプリングしてその適切性を確認する。
(4) 核燃料施設等においては、供用期間中検査対象範囲に係る事業者検査として行われる漏えい検査について立会又は記録で確認する。

(2) 核燃料施設等の熱交換器・ヒートシンク設備については､定期的にウォークダウンの一環とし｢BM1040 ヒートシンク性能｣検査運用ガイドを参考とした確認を行うこと｡(3) 核燃料施設等においては､改造､補修又は取替え作業の一部として､供用期間中検査対象範囲に対する溶接作業が行われた場合は､1～3箇所の溶接部をサンプリングしてその適切性を確認する｡(4) 核燃料施設等においては､供用期間中検査対象範囲に係る事業者検査として行われる漏えい検査について立会又は記録で確認する｡
記載の適正化（誤(5) 廃棄物埋設施設の管理(5) 廃棄物埋設施設の管理事業許可申請書、保安規定等に基づき、埋設設備の排水及び雨水等の侵入の防止の措置、埋設設備の点検及び修復、危険物の排除、周辺監視区域の地下水の監視、埋設用クレーンの点検状況等につい

事業許可､保安規定等に基づき､埋設設備の排水の監視状況､埋設設備の修復状況､周辺監視区域の地記）※(5),(8)及び(6),(7)を統合

下水の監視､埋設用クレーンの点検状況等について確認する｡

整理て確認する。また、廃棄物埋設施設等の技術上の基準への適合を確認するために、適切な工程ごとに事業者が実施する保安のために必要な措置等に係る活動を確認する。
(6)廃棄物埋設地の管理(6) 廃棄物埋設地の管理事業許可申請書、保安規定等に基づく措置（土砂等の充填状況、覆土の状況、立札、区画の損壊状
況、地下水等の監視）が実施されていることを確認する。

事業許可､保安規定等に基づく措置が実施されていることを確認する｡特に､埋設保全区域や輸送経路が適切に管理されていることについて確認する｡(7)廃棄物埋設地(埋設が終了した廃棄物埋設地)の管理（削る）

事業許可､保安規定等に基づく措置(覆土の確認､立札､区画の損壊状況､地下水の監視等)が実施されていることを確認する｡(8)廃棄物埋設施設の管理（削る）

技術上の基準への適合を確認するための適切な工程ごとに､事業者の保安のために講ずべき措置等に係る活動を確認する｡(7) 放射性廃棄物の受入管理

運用の明確化（新設）

埋設する放射性廃棄物の受入に際し、放射性廃棄物等に関する保安のために必要な措置に係る活・放射性廃棄物の動を確認する（廃棄物埋設施設以外で実施される技術上の基準への適合を確認する活動を含む。）。

受入管理の確認について明確化
6. 改訂履歴

〇改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要
施行

備考

改訂

改訂日

0

2020/04/01

（新設）
12

- 107 -

改訂の概要
施行

備考

記載の適正化（誤記）
改正に伴う修正

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設
試験研究用等原
子炉施設
再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

表1 関連する施行規則条項

規則名
実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

施設管理に係る規則条項
第 81 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第 18 号
又は第３項第 18 号
第 87 条第１項第 18 号
又は第３項第 19 号

原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設

第９条

第 15 条第１項第 17 号
又は第２項第 18 号

試験研究用等原
子炉施設

第 11 条

第 17 条第１項第 17 号
又は第２項第 20 号
第８条第１項第 16 号又は第２項第 19 号
第 37 条第１項第 16 号
又は第２項第 17 号
第 34 条第１項第 15 号
又は第２項第 17 号

再処理施設

第 55 条

第 63 条第１項第 15 号
又は第２項第 17 号

第一種廃棄物埋設施設

第 16 条

第 20 条第１項第 17 号
又は第２項第 16 号

第二種廃棄物埋設施設

第２条 11 の７

第２条の 12 第１項第 15号又は第２項第 18 号

使用施設等

第 76 条

第７条の４
第 31 条
第 29 条加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

記載の適正化（誤規則名
実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則核燃料物質の使用等に関する規則

施設管理に係る規則条項
第 81 条
第 76 条

第9条

第 15 条第 1 項第 17 号
又は第 2 項第 18 号

第 11 条

第 17 条第 1 項第 17 号
又は第 2 項第 20 号
第 8 条第 1 項第 16 号又は第 2 項第 19 号
第 37 条第 1 項第 16 号
又は第 2 項第 17 号
第 34 条第 1 項第 15 号
又は第 2 項第 17 号

第 7 条の 4
第 31 条
第 29 条

第 55 条

第 63 条第 1 項第 15 号
又は第 2 項第 17 号

第 16 条

第 20 条第 1 項第 17 号
又は第 2 項第 16 号

第 2 条 11 の 7

第 2 条の 12 第 1 項第 15号又は第 2 項第 18 号

表２ 検査要件まとめ表

表 2 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

ID
01

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

20

日常

01

01

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

20

日常

01

01

記）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

4

20

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

作業管理

1年

4

20

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

10

日常

03 試験炉03 試験炉
ID

作業管理

検査項目
作業管理
（熱出力500kw以上

※１

）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

２

10

日常

01

検査項目
作業管理
（熱出力500kw以上
13- 108 -

※１）記）

記載の適正化（誤02 研開炉02 研開炉ID

検査項目

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 18 号
又は第 3 項第 18 号
第 87 条第 1 項第 18 号
又は第 3 項第 19 号

02

作業管理

１年
※２

（熱出力500kw以上
03

１

５

日常

02

）

作業管理
（熱出力500kw未満）

作業管理（熱出力500kw以上

１年

１

５

日常

03

1年

1

5

日常

1年

1

5

日常

※２

作業管理
（熱出力500kw未満））※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID
01

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

20

日常

01

作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

4

20

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

05 加工

05 加工
ID

検査項目

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

01

作業管理
(MOX加工)

１年

３

15

日常

01

作業管理
(MOX加工)

1年

3

15

日常

02

作業管理

１年

２

10

日常

02

作業管理

1年

2

10

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

(ウラン加工)(ウラン加工)
06 貯蔵

06 貯蔵
ID
01

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01
02
03

検査項目
作業管理

運用の明確化

08 埋設

08 埋設
ID

作業管理

07 管理

07 管理
ID

検査項目

検査項目
作業管理
作業管理（廃棄物埋設施設の管理）※１
作業管理（放射性廃棄物の受入管理）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

検査項目
作業管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

・廃棄物埋設施設の管理として、技
術上の基準への適合に係る保安措置を確認する場合の

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

サンプル数の明確

チーム*2

化※１ 技術上の基準への適合に係る保安措置を確認する場合。
※２ 廃棄物埋設施設にて実施される場合は日常、施設以外で実施される場合はチーム

01

検査項目
作業管理

・放射性廃棄物の09 使用(政令該当)

09 使用(政令該当)
ID

運用の明確化

検査頻度
１年

サンプル数
１

合計時間[h]
５

検査体制

ID

日常

01

検査項目
作業管理

14

- 109 -

受入管理の確認に
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

ついて明確化表３ 施工管理における管理項目等の具体例
管理項目
1.事前準備事前現場調査、確認

表3 施工管理における管理項目等の具体例
具体例

管理項目

事前に作業環境、危険作業（酸欠、高所、重量物、

1.事前準備具体例
事前現場調査､確認

放射線、高温、高圧、活線）等を確認していること。

事前に作業環境､危険作業(酸欠､高所､重量物､放射記載の適正化（誤線､高温､高圧､活線)等を確認していること｡

記）

法定検査、関係法令の確

炉規法その他法令で定める検査及び関係法令につ法定検査､関係法令の確

炉規法その他法令で定める検査及び関係法令につ認いて、確認していること。

認いて､確認していること｡

過去の点検記録、報告書

作業依頼票等、故障・トラブル情報（ニューシア）、過去の点検記録､報告書

作業依頼票等､故障･トラブル情報(ニューシア)､点の所見等の確認

点検履歴、劣化傾向、前回点検時の所見や懸案事項、の所見等の確認

検履歴､劣化傾向､前回点検時の所見や懸案事項､申申し送り事項等を確認していること。

し送り事項等を確認していること｡

工程調整、作業範囲、火

事前に工程や作業範囲等が干渉していない。また、工程調整､作業範囲､火気

事前に工程や作業範囲等が干渉していない｡また､

気作業範囲の調整、確保

他工事との調整がされていること。

作業範囲の調整､確保

他工事との調整がされていること｡

搬入経路、仮置き場所の事前に搬入経路の確認、仮置き場所の調整や空間が搬入経路､仮置き場所の事前に搬入経路の確認､仮置き場所の調整や空間が調整、確保確保できることを確認していること。

調整､確保確保できることを確認していること｡

仮設設備、代替機器、計事前に工事に伴い必要となる仮設設備、代替機器、仮設設備､代替機器､計測

事前に工事に伴い必要となる仮設設備､代替機器､測器等の確認計測器等について確認していること。

器等の確認

計測器等について確認していること｡

教育及び有資格者（有効入所時教育や作業に必要な有資格を所有しており、教育及び有資格者(有効入所時教育や作業に必要な有資格を所有しており､期限等）の確認

有効期限以内であることを確認していること。

期限等)の確認

有効期限以内であることを確認していること｡

放射線作業計画書、放射

放射線作業計画書、放射線防護指導書の作成及び承放射線作業計画書､放射

放射線作業計画書､放射線防護指導書の作成及び承線防護指導書の確認

認されていることを確認する。また、工事期間、内線防護指導書の確認

認されていることを確認する｡また､工事期間､内容

容等が適切であることを確認していること。

等が適切であることを確認していること｡

施工図面、製作図面等の契約締結後、工事着手前に工事で必要な施工図面、施工図面､製作図面等の契約締結後､工事着手前に工事で必要な施工図面､承認確認

製作図面等を作成し、承認されている最新のものを

承認確認

製作図面等を作成し､承認されている最新のものを使用していること。

使用していること｡

契約締結、工事要領書、契約締結、工事着工届け等の確認、工事着手前に工契約締結､工事要領書､検契約締結､工事着工届け等の確認､工事着手前に工検査要領書の提出、承認

事要領書、検査要領書を作成し提出した後、承認さ査要領書の提出､承認確

事要領書､検査要領書を作成し提出した後､承認さ確認れている最新のものを確認し確認していること。

認れている最新のものを確認し確認していること｡

事前検討会の実施（安全事前検討会において、安全管理、放射線管理、リス

事前検討会の実施(安全事前検討会において､安全管理､放射線管理､リスク管理、放射線管理、リス

ク管理、品質管理の面から関係者が本工事の内容や管理､放射線管理､リスク管理､品質管理の面から関係者が本工事の内容や注

ク管理、品質管理等）

注意点等について話し合い、理解していること。

管理､品質管理等)

意点等について話し合い､理解していること｡

施工管理体制等の確認

施工管理体制、安全管理体制、品質管理体制、緊急施工管理体制等の確認

施工管理体制､安全管理体制､品質管理体制､緊急連

作業票の発行、確認連絡体制について、実際との整合を確認しているこ

絡体制について､実際との整合を確認していること。

と｡

発行された作業票の工事期間、内容等について整合

作業票の発行､確認

を確認していること。
安全処置票の確認発行された作業票の工事期間､内容等について整合を確認していること｡

発行された安全処置票の内容について整合を確認

安全処置票の確認

していること。

発行された安全処置票の内容について整合を確認していること｡

作業規制等の発行、周知工事に伴い必要な作業規制等の発行及び関係各所

作業規制等の発行､周知工事に伴い必要な作業規制等の発行及び関係各所の確認への周知と他の作業規制について確認しているこの確認への周知と他の作業規制について確認していること。

と｡

門、大物搬入口、境界扉、 工事に伴い必要な門、大物搬入口、境界扉、床開口

門､大物搬入口､境界扉､工事に伴い必要な門､大物搬入口､境界扉､床開口部

床開口部等開閉の申請確

床開口部等開閉の申請確

等開閉の申請及び関係各所への周知と他の申請に部等開閉の申請及び関係各所への周知と他の申請
15- 110 -

認について確認していること。

認ついて確認していること｡

重機、天井クレーン等使工事に伴い必要な重機、天井クレーン等使用許可の重機､天井クレーン等使工事に伴い必要な重機､天井クレーン等使用許可の用許可の申請確認

申請及び関係各所への周知と他の申請について確用許可の申請確認

申請及び関係各所への周知と他の申請について確認していること。

認していること｡

工事用電源、圧縮空気、工事に伴い必要な工事用電源、圧縮空気、ろ過水等工事用電源､圧縮空気､ろ工事に伴い必要な工事用電源､圧縮空気､ろ過水等

ろ過水等使用許可の申請

使用許可の申請及び関係各所への周知と他の申請

過水等使用許可の申請確

使用許可の申請及び関係各所への周知と他の申請確認について確認していること。

認について確認していること｡

仮設足場、火気養生の申工事に伴い必要な仮設足場、火気養生の申請及び関仮設足場､火気養生の申工事に伴い必要な仮設足場､火気養生の申請及び関請確認係各所への周知と他の申請について確認している

請確認

係各所への周知と他の申請について確認している

こと。

こと｡

火気、危険物の取り扱い工事に伴い必要な火気、危険物の取り扱い申請及び火気､危険物の取り扱い工事に伴い必要な火気､危険物の取り扱い申請及び申請確認

関係各所への周知と他の申請について確認してい申請確認

関係各所への周知と他の申請について確認してい

ること。

ること｡

溶接機器、回転機器の電工事に伴い必要な溶接機器、回転機器の電気的雑音

溶接機器､回転機器の電工事に伴い必要な溶接機器､回転機器の電気的雑音

気的雑音確認申請

確認申請及び関係各所への周知と他の申請につい

気的雑音確認申請

確認申請及び関係各所への周知と他の申請について確認していること。

2.現場準備て確認していること｡

施錠管理個所の鍵借用申工事に伴い必要な施錠管理個所の鍵借用申請及び施錠管理個所の鍵借用申工事に伴い必要な施錠管理個所の鍵借用申請及び請他の申請について確認していること。

請

他の申請について確認していること｡

廃棄物発生量、処理方法、 工事に伴い発生する廃棄物の発生量、処理方法、構廃棄物発生量､処理方法､工事に伴い発生する廃棄物の発生量､処理方法､構保管品等の確認

内保管品等について確認していること。

保管品等の確認

内保管品等について確認していること｡

作業範囲の状況確認

作業範囲の区画、養生（安全、放管を含む）

作業範囲の状況確認

作業範囲の区画､養生(安全､放管を含む)使用工具、計測機器の確使用工具、計測機器の員数確認、有効期限等の確認

使用工具､計測機器の確使用工具､計測機器の員数確認､有効期限等の確認

2.現場準備認

認

取替部品の確認

取替部品の仕様、員数、外観目視点検を実施

取替部品の確認

取替部品の仕様､員数､外観目視点検を実施

隔離状態の確認

系統との弁隔離（境界点）、電源、端子解線等隔離

隔離状態の確認

系統との弁隔離(境界点)､電源､端子解線等隔離のの確認

3.撤去作業

確認

搬入、受入れ検査据付、設置品の仕様、員数、外観目視点検

搬入､受入れ検査据付､設置品の仕様､員数､外観目視点検

外観点検（作業前）

配管識別表示等外観点検(作業前)

配管識別表示等可燃物除去、火気養生及作業範囲の可燃物除去、溶接等火気作業への養生及可燃物除去､火気養生及作業範囲の可燃物除去､溶接等火気作業への養生及び危険物管理び危険物管理を行う。

び危険物管理び危険物管理を行う｡

干渉物撤去

干渉架台、支持構造物撤去

干渉物撤去

干渉架台､支持構造物撤去

既設物撤去

3.撤去作業

干渉電気品、計装品撤去

干渉電気品､計装品撤去

干渉配管撤去に伴う切断位置確認

干渉配管撤去に伴う切断位置確認

保温材、防露材撤去

既設物撤去

配管撤去に伴う切断位置確認

保温材､防露材撤去
配管撤去に伴う切断位置確認

4.据付、点検・ 材料検査（工場製作品）

据付、設置品の材料検査（工場製作品）

4.据付､点検･

材料検査(工場製作品)

据付､設置品の材料検査(工場製作品)

検査・計測

完成検査（工場製作品）

据付、設置品の完成検査（工場製作品）

検査･計測

完成検査(工場製作品)

据付､設置品の完成検査(工場製作品)

据付・計測

配管開先加工据付･計測

配管開先加工配管開先検査

配管開先検査支持架台等据付位置確認（芯出し含む）

支持架台等据付位置確認(芯出し含む)

ポンプ、容器等据付位置確認（芯出し含む）

ポンプ､容器等据付位置確認(芯出し含む)
16- 111 -

異物混入防止対策

異物混入防止強化管理場所、機器、容器、及び配管異物混入防止対策等への管理、処置への管理､処置

非破壊試験（VT を含む） 浸透探傷試験（PT）

締付、据付状況の確認

取替部品の確認

非破壊試験(VT を含む)

浸透探傷試験(PT)

磁粉探傷試験（MT）

磁粉探傷試験(MT)

放射線透過試験（RT）

放射線透過試験(RT)

渦流探傷試験（ECT）

渦流探傷試験(ECT)

超音波探傷試験（UT）

超音波探傷試験(UT)

ポンプ組立後芯出し

締付､据付状況の確認

ポンプ組立後芯出し

フランジ隙間測定・トルク確認

フランジ隙間測定･ﾄﾙｸ確認

組立に伴う各部寸法測定

組立に伴う各部寸法測定

消耗品の確認5.組立、試験、 外観点検（VT）

据付後の外観目視点検

5.組立､試験､復旧、片付け配管識別表示等復旧､片付け

干渉物復旧

異物混入防止強化管理場所､機器､容器､及び配管等

干渉架台、支持構造物復旧

取替部品の確認

消耗品の確認

外観点検(VT)

据付後の外観目視点検
配管識別表示等干渉物復旧

干渉電気品・計装品復旧

干渉架台､支持構造物復旧
干渉電気品･計装品復旧

漏えい試験

耐圧試験、漏えい率試験等

漏えい試験

耐圧試験､漏えい率試験等

電気・計装試験

絶縁抵抗測定、耐電圧試験、漏れ電流試験、ロジッ

電気･計装試験

絶縁抵抗測定､耐電圧試験､漏れ電流試験､ロジック

性能・特性試験

ク確認、シーケンス試験、インターロック試験、警確認､シーケンス試験､インターロック試験､警報試

報試験等

験等

弁ストローク確認

性能･特性試験

弁ストローク確認

安全弁漏えい試験

安全弁漏えい試験

弁動作試験

弁動作試験

ポンプ試運転ポンプ試運転洗浄、異物除去洗浄後の判定（清浄度）

洗浄､異物除去洗浄後の判定(清浄度)

既設設備への影響確認

既設設備への影響が無いことを確認

既設設備への影響確認

既設設備への影響が無いことを確認

隔離復旧の確認

系統との隔離（境界点）、電源、端子解線等隔離復隔離復旧の確認

系統との隔離(境界点)､電源､端子解線等隔離復旧

旧の確認（復旧状態）
使用工具、計測機器の確の確認(復旧状態)

使用工具、計測機器の員数確認、異物混入防止管理

使用工具､計測機器の確認作業範囲の復旧確認

使用工具､計測機器の員数確認､異物混入防止管理

認
作業範囲の清掃等確認

作業範囲の復旧確認

17- 112 -

作業範囲の清掃等確認

基本検査運用ガイド
火災防護（３年）（新旧対照表）1- 113 -

（下線部分が改正部分）
改

1

正

後

改

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

火災防護（３年）

火災防護（３年）（BE0021_r1）（BE0021_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

記）

小分類：
「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）炉、試験炉、再処理、加工）

検査分野：「防災・非常時対応」
2

正

検査目的

検査分野：
「防災・非常時対応」
2.

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下「法」という。)、第 61 条の 2 の 2 第 1記）

第 61 条の２の２第１項第４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力

項 4 号ロで規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安の施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模ための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る原子力施設の損壊に係る原子力施設の保全に関する措置（以下「保全に関する措置」という。）に係る火災が発生した保全に関する措置(以下「保全に関する措置」という。)に係る火災が発生した場合における火災防護の活場合における火災防護の活動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の２の２第１項第３号イで規定す

動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3 号イで規定する事項(保安規定)のうち、表る事項（保安規定）のうち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置

1 に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講ずべき処及び非常の場合に講ずべき処置に係る活動状況の確認と併せて行う。

置に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、法第 61 条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原

また、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 2 号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表 2 に示す原子子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される火災による損傷の防止基準の遵守状況を確

力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される火災による損傷の防止基準の遵守状況を確認

認する。

する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及びこれらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及び機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガイ

機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて必要な範囲を確認する。

ドの適用も踏まえて必要な範囲を確認する。

3 検査要件3.1 検査対象

3. 検査要件
3.1 検査対象

施設全体の火災予防及び消防用設備等の管理状況を検査対象とするが、本検査では 事業者の許認可

施設全体の火災予防及び消防用設備等の管理状況を検査対象とするが、本検査では 事業者の許認可事項等の内容を踏まえ、検査対象をサイトにある原子炉の数とは関係なく３～５箇所の安全上重要な火事項等の内容を踏まえ、検査対象をサイトにある原子炉の数とは関係なく 3～5 箇所の安全上重要な火災区域又は火災区画（以下「火災区域等」という。）を選定（最低３箇所の火災区域等に関する検査は災区域又は火災区画（以下「火災区域等」という）を選定（最低 3 箇所の火災区域等に関する検査は行行う。）し実施する。

う）し実施する。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定しても良い。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に実施する。

記載の適正化（誤記）

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定しても良い。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に実施する。
2- 114 -

記載の適正化（誤記）

3.3 チーム構成について

3.3 チーム構成について

本検査は、火災防護、原子炉の運転及び電気設備の各検査分野に詳しい検査官で検査チームを構成す

本検査は、火災防護、原子炉の運転及び電気設備の各検査分野に詳しい検査官で検査チームを構成する。検査チームの構成に当たっては以下を考慮する。

る。検査チームの構成に当たっては以下を考慮する。

(1)

(1)

原子炉の運転に係る検査官は、火災が発生した際に火災後の安全停止を達成・維持し、環境への放射性物質の放出を抑制するために必要な原子炉と補助的な役割を果たす周辺機器、設備及び運転員の能力並びに手順書に関する評価を行うことから、発電所全体の設計、通常時及び異常時の運転手順書

能力並びに手順書に関する評価を行うことから、発電所全体の設計、通常時及び異常時の運転手順書に詳しい検査官が望ましい。

に詳しい検査官が望ましい。

電気設備の検査に係る検査官は、多重化された系統の電源ケーブル、制御用ケーブル及び計装ケ(2)

電気設備の検査に係る検査官は、多重化された系統の電源ケーブル、制御用ケーブル及び計装ケーーブルに関する物理的・電気的分離要件を確認する。代替停止操作盤の電気的な隔離設計について評

ブルに関する物理的・電気的分離要件を確認する。代替停止操作盤の電気的な隔離設計について評価

価し、操作盤が想定した火災区域等から電気的に独立していることを確認するため、原子炉の電気計

し、操作盤が想定した火災区域等から電気的に独立していることを確認するため、原子炉の電気計装装制御設計、保守に精通した検査官が望ましい。

制御設計、保守に精通した検査官が望ましい。

(3)

火災防護に係る検査官は、他のチーム員と協力して、火災後の原子炉の高温停止及び冷温停止を(3)

火災防護に係る検査官は、他のチーム員と協力して、火災後の原子炉の高温停止及び冷温停止を達達成し、維持するための安全機能を有する構築物、系統及び機器が設置されている等の火災防護対策

成し、維持するための安全機能を有する構築物、系統及び機器が設置されている等の火災防護対策のの有効性を確認し、発電所の安全を確保するための必要な設備とケーブル分離等の適切な火災防護機

有効性を確認し、発電所の安全を確保するための必要な設備とケーブル分離等の適切な火災防護機能

能（消火、分離距離、防火壁等）が整備されていることを確認するため、原子炉の火災防護に関わる（消火、分離距離、防火壁等）が整備されていることを確認するため、原子炉の火災防護に関わるシシステム、設備及び手順書に詳しい検査官が望ましい。

ステム、設備及び手順書に詳しい検査官が望ましい。

4 検査手順記）

原子炉の運転に係る検査官は、火災が発生した際に火災後の安全停止を達成・維持し、環境への放射性物質の放出を抑制するために必要な原子炉と補助的な役割を果たす周辺機器、設備及び運転員の(2)

記載の適正化（誤4. 検査手順

発電用原子炉施設は、火災の影響によって原子炉施設の安全性を損なうことのないように、火災発生防発電用原子炉施設は、火災の影響によって原子炉施設の安全性を損なうことのないように、火災発生防止、火災感知及び消火並びに火災による影響の軽減に係る各防護対策が設計上考慮されている。また、そ止、火災感知及び消火並びに火災による影響の軽減に係る各防護対策が設計上考慮されている。また、その防護対策は破損又は誤動作によって安全上重要な構築物、系統及び機器の安全機能を損なわない設計での防護対策は破損又は誤動作によって安全上重要な構築物、系統及び機器の安全機能を損なわない設計であり、その機能が損なわれないよう維持しなければならない。

あり、その機能が損なわなけれないよう維持しなければならない。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤これらのことから、本検査では、以下の点が取り込まれていることを確認する。なお、本検査を補完す

これらのことから、本検査では、以下の点が取り込まれていることを確認する。なお、本検査を補完するために「BE0020火災防護」検査運用ガイドにて消防用設備等の保守管理及び消防隊の力量維持管理等をるために「BE0020火災防護」検査運用ガイドにて消防用設備等の保守管理及び消防隊の力量維持管理等を確認しており、検査チームは以前の確認結果及び潜在的な問題について、これらの分野に関する追加検査

確認しており、検査チームは以前の確認結果及び潜在的な問題について、これらの分野に関する追加検査の必要性を検討する。

の必要性を検討する。

記載の適正化（誤(1) プラント内の可燃物及び発火源に関する適切な管理対策(1) プラント内の可燃物及び発火源に関する適切な管理対策

記）(2) 火災感知及び抑圧能力（消火設備等）に係る適切な能力(2) 火災感知及び抑圧能力（消火設備等）に係る適切な能力(3) 耐火壁等の受動的な火災防護設備に係る適切な維持管理(3) 耐火壁等の受動的な火災防護設備に係る適切な維持管理(4) 劣化又は使用不能等による使用休止中の火災防護設備等に対する適切な代替対策(4) 劣化又は使用不能等による使用休止中の火災防護設備等に対する適切な代替対策(5) 発災時、プラントの安全停止能力を確保するために必要な防護能力(5) 発災時、プラントの安全停止能力を確保するために必要な防護能力(6) 火災防護対策の変更に関する適切な評価及び文書作成(6) 火災防護対策の変更に関する適切な評価及び文書作成記）

記載の適正化（誤4.1 検査前準備

4.1

検査前準備

記）

(1) 検査を行う火災区域等の選定として、検査チームは３年ごとに、チームの構成、対象範囲及び資源(1) 検査を行う火災区域等の選定として、検査チームは３年ごとに、チームの構成、対象範囲及び資源にに応じて、３つから５つのリスク上影響のある火災区域等を選択しリスク情報を活用した検査を行

応じて、３つから５つのリスク上影響のある火災区域等を選択し、事業者の火災防護計画について、記載の適正化（誤う。また、チームは検査に際して問題の複雑さを考えて検査する火災区域等の数を調整することが選択箇所に関するリスク情報を活用した検査を行う。また、チームは検査に際して問題の複雑さを考

記）

できる。

えて検査する火災区域等の数を調整することができる。

検査を行うに当たり選定した火災区域等について、火災防護計画等が適切であることを確認する。

検査を行うに当たり選定した火災区域等について、火災防護計画等が適切であることを確認する。 記載の適正化（誤なお、確認に当たっては「6 参考資料」を参考とする。
(2)

検査対象を選定する際は、原子炉、火災防護及び電気の専門家の意見に基づいて、検査すべき火

なお、確認に当たっては6.参考資料を参考とする。
(2)

検査対象を選定する際は、原子炉、火災防護及び電気の専門家の意見に基づいて、検査すべき火災
3- 115 -記）

災区域等を選定し、選択プロセスでは、各火災区域等について、以下の観点を参考にして検討する。

区域等を選定し、選択プロセスでは、各火災区域等について、以下の観点を参考にして検討する。ままた、検査に当たっては、火災後の安全停止能力に重点を置き、その停止能力（代替含む）について

た、検査に当たっては、火災後の安全停止能力に重点を置き、その停止能力（代替含む）について検検査を行う。

査を行う。

a.

火災危険解析に関する評価

a.

火災危険解析に関する評価b.

潜在的な発火源b.

潜在的な発火源c.

可燃物の形状と特性c.

可燃物の形状と特性d.

安全停止状態を達成し維持するための重要な回路経路d.

安全停止状態を達成し維持するための重要な回路経路e.

事業者の火災防護及び消火能力

e.

事業者の火災防護及び消火能力

f.

事業者の運転員による手動操作

f.

事業者の運転員による手動操作

4.2 検査の実施

4.2

検査の実施

記載の適正化（誤本検査運用ガイドは、火災後の原子炉の安全停止状態を達成維持するために必要なシステム及び機本検査運用ガイドは、火災後の原子炉の安全停止状態を達成維持するために必要なシステム及び機器が、反応度の制御、原子炉冷却材の補給、原子炉からの熱の除去、工程の監視及び関連するシステ

器が、反応度の制御、原子炉冷却材の補給、原子炉からの熱の除去、工程の監視及び関連するシステ

ムの機能を支援することができることを確認するとともに、原子力規制委員会の審査書及び事業者

ムの機能を支援することができることを確認するとともに、規制委員会の審査書及び事業者の文書

記載の適正化（誤の文書（設置（変更）許可申請書、工事認可（変更）申請書等）が指定されたシステム及び設備の選(設置（変更）許可申請書、工事認可（変更）申請書等)が指定されたシステム及び設備の選択の裏付

記）

択の裏付けになっていることを確認する。

けになっていることを確認する。

火災防護システムの設置、設計、試験とともに、選定した火災区域等の火災発生防止、火災感知及火災防護システムの設置、設計、試験とともに、選定した火災区域等の火災発生防止、火災感知及び消火並びに火災による影響の軽減に係る各防護対策の適切性等に関する確認は消防法等関係法令

び消火並びに火災による影響の軽減に係る各防護対策の適切性等に関する確認は消防法等関係法令に照らして行う。また、このガイドの施行に必要な範囲において、原子力施設を管轄する公設消防とに照らして行う。また、このガイドの施行に必要な範囲において、原子力施設を管轄する公設消防と連携し、防火管理、消防用設備等の火災防護対策を確認する。

連携し、防火管理、消防用設備等の火災防護対策を確認する。

消防隊の訓練に立ち会う場合は「BE0020火災防護」検査運用ガイド「4.2（2）年次検査」の結果を消防隊の訓練に立ち会う場合は「BE0020火災防護」検査運用ガイド4.2（2）年次検査の結果を考慮

考慮し確認を行う。

し確認を行う。

記）

記載の適正化（誤記）

多重化された系統の１つが火災による損傷を受けないようにするために「実用発電用原子炉及びそ多重化された系統の１つが火災による損傷を受けないようにするために「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下「審査基準」という。
）等に規定された方法の１つに代の附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下「審査基準」という。）等に規定された方法の１つに代えて使われる原子力規制員会が承認した適用除外又は特例には含まれない手動操作は、暫定的な補えて使われる原子力規制員会が承認した適用除外又は特例には含まれない手動操作は、暫定的な補償対策にすぎないことから、本検査運用ガイドの「5 検査手引 (9)補償対策」を参考にして確認す

償対策にすぎないことから、本検査運用ガイドの5.検査手引 (10)補償対策b．「安全停止のための補記載の適正化（誤る。

償対策としての手動操作」に記載されたガイダンスを使った評価が行われる。

記）

同じ火災区域等内にある多重化された系統の１つが「審査基準」等に規定された方法の１つによっ

記載の適正化（誤て火災による損傷を受けない場合には、実行可能で信頼できる運転員の手動操作若しくは安全上重記）※冗長な例示

要な安全停止用機器の火災による作動又は誤動作を抑制するために必要なその他の手段を事前の承の削除認無しに使うことができる。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

4.3

問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
4- 116 -

記載の適正化（誤記）

5 検査手引
検査手引に記載されている視点は、一般的に重要と考えられる視点の例示であり、詳細は事業者の許認

5. 検査手引
検査手引に記載されている視点は、一般的に重要と考えられる視点の例示であり、詳細は事業者の許認

可事項等の内容を踏まえて確認する。

可事項等の内容を踏まえて確認する。

(1) 安全停止能力の防護(1) 安全停止能力の防護

動力ケーブル、制御ケーブル及び計装ケーブルを含めて原子炉の安全停止能力を防護するために設置された火災防護設備が審査基準等に記載されている要件を満足していることを確認する。
(2) 受動的な火災防護
火災区域等の境界並びに配線間の火災防護及び設備の火災防護に係る耐火性能がその火災区域等の火災ハザード（火災区域（区画）特性表等）から見て適切であることを確認する。
設置記録又は修理記録の評価を通じて開口部及び貫通部を閉じるのに適切な耐火性能を有する材料が使用されており、その設置方法が設置（変更）許可申請書等にしたがっていることを確認する。

動力ケーブル、制御ケーブル及び計装ケーブルを含めて原子炉の安全停止能力を防護するために設(2) 受動的な火災防護
火災区域等の境界並びに配線間の火災防護及び設備の火災防護に係る耐火性能がその火災区域等のを確認する。選択した火災区域等の防火扉、防火ダンパ及び火災区域等貫通部のシールについて、点検を確認する。選択した火災区域等の防火扉、防火ダンパ及び火災区域等貫通部のシールについて、点検評価が行われ維持されていることを点検結果及び保守手順書等の書類によって確認する。

評価が行われ維持されていることを点検結果及び保守手順書等の書類によって確認する。
価が行われていることを確認する。
(3) 能動的な火災防護
火災感知及び消火並びに消防隊の力量に係る各防護対策の適切性に関して、設置状態、維持管理及び操作手順を確認する。確認に際しては審査基準等に照らし、規格にしたがって適切に設置及び点検維持操作手順を確認する。確認に際しては「審査基準」等に照らし、規格にしたがって適切に設置及び点検が行われ、選定した火災区域等の可燃物管理が行われ、火災が発生しても適切に消火されることを確認

維持が行われ、選定した火災区域等の可燃物管理が行われ、火災が発生しても適切に消火されることを

する。

確認する。

また、消火活動に使用する可搬型消火資機材についても確認する。さらに、事前に計画されている消また、消火活動に使用する可搬型消火資機材についても確認する。さらに、事前に計画されている消防隊の消火活動方針が、発電所の状態に応じた火災対応手順書、図面等に反映され、火災防護計画等に防隊の消火活動方針が、発電所の状態に応じた火災対応手順書、図面等に反映され、火災防護計画等に記載されている火災防護設備及び発災時の状態と矛盾していないことを確認する。

記載されている火災防護設備及び発災時の状態と矛盾していないことを確認する。
(4) 消火活動による損傷に対する防護

火災区域等に設置されている高温停止（冷温停止）に必要なシステムの多重化された系統が消火活動

火災区域等に設置されている高温停止（冷温停止）に必要なシステムの多重化された系統が消火活動若しくは消火設備の破断又は誤作動によって損傷を受けないこと、また、以下の点について対応がなさ

若しくは消火設備の破断又は誤作動によって損傷を受けないこと、また、以下の点について対応がなさ

れていることを確認する。

れていることを確認する。

a.

a. 煙、熱又は高温ガスによって、自動消火設備が間接的に（不必要な箇所において）起動し多重化された系統の全体に損害を与える可能性がある火災。
b.

間接的に多重化された系統の全体に損害を与える可能性がある火災（又は消火設備の誤操作による手動起動又は誤作動による自動起動等）による水損。
c.

水系消火設備で防護された火災区域等内には適切な排水路が設けられていること。

(5) 代替停止能力
a.

方法

記）

なお、異なる設置状態又は異なる材料の使用が認められた場合は、適切な火災試験データを使って評

火災感知及び消火並びに消防隊の力量に係る各防護対策の適切性に関して、設置状態、維持管理及び煙、熱又は高温ガスによって、自動消火設備が間接的に（不必要な箇所において）起動し多重化さ

記載の適正化（誤が使用されており、その設置方法が設置（変更）許可申請書等にしたがっていることを確認する。
り、その材料が適切に評価されていること及び適切な耐火試験によって適格性が確認されていること(4) 消火活動による損傷に対する防護記）

設置記録又は修理記録の評価を通じて開口部及び貫通部を閉じるのに適切な耐火性能を有する材料

り、その材料が適切に評価されていること及び適切な耐火試験によって適格性が確認されていること(3) 能動的な火災防護

記載の適正化（誤火災ハザード（火災区域（区画）特性表等）から見て適切であることを確認する。

また、系統分離として適切な耐火性能を有する材料が使用されていること、その設置方法が適切であ価が行われていることを確認する。

記）

置された火災防護設備が「審査基準」等に記載されている要件を満足していることを確認する。

また、系統分離として適切な耐火性能を有する材料が使用されていること、その設置方法が適切であ

なお、異なる設置状態又は異なる材料の使用が認められた場合は、適切な火災試験データを使って評記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）れた系統の全体に損害を与える可能性がある火災。
b.

間接的に多重化された系統の全体に損害を与える可能性がある火災（又は消火設備の誤操作による手動起動又は誤作動による自動起動等）による水損。
c. 水系消火設備で防護された火災区域等内には適切な排水路が設けられていること。
(5) 代替停止能力
a. 方法

選定した火災区域等おいて、原子炉の安全停止状態を達成維持するために必要なシステム及び機選定した火災区域等おいて、原子炉の安全停止状態を達成維持するために必要なシステム及び機器（反応度制御、原子炉冷却材の補給、原子炉の熱除去、工程の監視及びシステム機能の支援）の代器（反応度制御、原子炉冷却材の補給、原子炉の熱除去、工程の監視及びシステム機能の支援）の代
5- 117 -

記載の適正化（誤記）

替停止方法が事業者によって適切に特定されていることを確認する。

替停止方法が事業者によって適切に特定されていることを確認する。

なお、代替停止方法について、上記の性能基準が満たされてない場合には、工学的又は許認可に関

なお、代替停止方法について、上記の性能基準が満たされてない場合には、工学的又は許認可に関する事業者の文書（設置（変更）許可申請書、工事認可（変更）等）を確認する。

する事業者の文書(設置（変更）許可申請書、工事認可（変更）等)を確認する。

また、火災後、原子炉を安全停止させるために中央制御室外から停止設備を操作しなければならな

また、火災後、原子炉を安全停止させるために中央制御室外から停止設備を操作しなければならな

い場合は、外部電源の使用可否に関わらず、高温停止状態又は冷温停止状態を達成維持できることをい場合は、外部電源の使用可否に関わらず、高温停止状態又は冷温停止状態を達成維持できることを確認する。中央制御室から代替場所へ制御機能を移動させることで、その機能が火災に起因する回路確認する。中央制御室から代替場所へ制御機能を移動させることで、その機能が火災に起因する回路故障による影響を受けないことが実証されていることを確認する。

故障による影響を受けないことが実証されていること（すなわち、代替の安全停止制御回路に対して記載の適正化（誤ヒューズや給電が分離されていること）を確認する。

記）※冗長な例示

ｂ. 実施面の対応

ｂ. 実施面の対応の削除

運転員の訓練プログラムに代替の安全停止能力に関する力量評価が含まれていることを確認する。

運転員の訓練プログラムに代替の安全停止能力に関する力量評価が含まれていることを確認する。

また、火災発生後に代替の専用停止システムを使用し、発電所を高温停止状態にして維持するため

また、火災発生後に代替の専用停止システムを使用し、発電所を高温停止状態にして維持するために必要な訓練を運転員が受けており、消防隊を除く当直運転員の中から何時でも招集でき対応がでに必要な訓練を運転員が受けており、消防隊を除く当直運転員の中から何時でも招集でき対応ができることを確認する。

きることを確認する。

代替停止システムに関する手順書が整備されていることを確認する。特に代替停止手順書には人代替停止システムに関する手順書が整備されていることを確認する。特に代替停止手

順書には的要因の特性（設備の配置、接近性、環境条件等に注意を払って、実際の手順書を段階ごとに確認

人的要因の特性（設備の配置、接近性、環境条件等に注意を払って、実際の手順書を段階ごとに確されていること）が考慮されていることを確認する。

認されていること）が考慮されていることを確認する。

また、運転員が決められた停止操作時間内に手順書に記された指示事項を完全に実施できること

また、運転員が決められた停止操作時間内に手順書に記された指示事項を完全に実を確認する。

とを確認する。

事業者が代替停止機能への移行能力及び計測制御機能について定期的な作動試験を行い、代替停(6) 通信連絡
携帯型無線通信機又は固定型緊急連絡設備が使用可能で、指定された作業を行うために適切なもの

記）

記載の適正化（誤記）

であることを保管場所、手順書等から確認する。

火災事象に関する通報及び消防隊による消火活動のため、また運転員が必要な措置を調整し実施す

火災事象に関する通報及び消防隊による消火活動のため、また運転員が必要な措置を調整し実施するために使用する通信連絡設備の能力（周囲の騒音レベル、受信の明瞭さ、信頼性、到達距離パターるために使用する通信連絡設備の能力（周囲の騒音レベル、受信の明瞭さ、信頼性、到達距離パター

ン等）を確認し、火災が中継器、送信器等の通信連絡設備に影響を及ぼさないことを確認する。なお、ン等）を確認し、火災が中継器、送信器等の通信連絡設備に影響を及ぼさないことを確認する。なお、代替又は専用の停止用通信連絡設備に関連した特定の問題がある場合は、発電所の対象区域で事業者

代替又は専用の停止用通信連絡設備に関連した特定の問題がある場合は、発電所の対象区域で事業者が行う通信連絡試験を観察する。

が行う通信連絡試験を観察する。

また、火災が中継器、送信器等の通信連絡設備に影響を及ぼさないことを確認する。
(7) 非常用照明

記載の適正化（誤止能力の機能性が適切に維持されていることを確認する。

携帯型無線通信機又は固定型緊急連絡設備が使用可能で、指定された作業を行うために適切なものであることを保管場所、手順書等から確認する。

記）

事業者が代替停止機能への移行能力及び計測制御機能について定期的な作動試験を行い、代替停止能力の機能性が適切に維持されていることを確認する。
(6) 通信連絡

施できるこ

記載の適正化（誤また、火災が中継器、送信器等の通信連絡設備に影響を及ぼさないことを確認する。
(7) 非常用照明

入退域ルート、中央制御室及び手動操作場所等に設置された固定型又は携帯型の非常用照明設備に入退域ルート、中央制御室及び手動操作場所等に設置された固定型又は携帯型の非常用照明設備に記載の適正化（誤記）

関する確認を行う。

関する確認を行う。

a. 非常用照明の電源が主バッテリーの場合には、発災区域の火災が、火災の影響を受けていない他

a.

の火災区域等へ影響を及ぼし安全停止操作に必要な非常用照明の機能が損なわれないように配電系の火災区域等へ影響を及ぼし安全停止操作に必要な非常用照明が失われないように配電系統に防護記載の適正化（誤統に防護措置が設けられていることを確認する。

措置が設けられていることを確認する。

記）※表現の変更

b. バッテリー電源の定格容量があることを確認する。また、電源を内蔵した消火設備の操作等に必b.

要な照明器具が必要な火災区域及びその出入通路に設置されていることを確認する。

要な照明器具が必要な火災区域及びその出入通路に設置されていることを確認する。

c. 照明が十分（安全停止に関わる計器へアクセス及び指示値並びに機器の作動状態を確認できる照c.

度）であることを確認する。

度）であることを確認する。

d. 照明装置の作動試験及び保守管理について、事業者の手順書等にしたがって行われていることをd.

非常用照明の電源が主バッテリーの場合には、発災区域の火災が、火災の影響を受けていない他バッテリー電源の定格容量があることを確認する。また、電源を内蔵した消火設備の操作等に必
照明が十分（安全停止に関わる計器へアクセス及び指示値並びに機器の作動状態を確認できる照照明装置の作動試験及び保守管理について、事業者の手順書等にしたがって行われていることを6- 118 -

確認する。

確認する。

e. 非常用照明装置のバッテリーが製造者の推奨にしたがって維持されていることを確認する。

e. 非常用照明装置のバッテリーが製造者の推奨にしたがって維持されていることを確認する。
(8) 冷温停止設備の修理(8) 冷温停止設備の修理

記載の適正化（誤事業者が冷温停止用機器の損傷に備えて修理を行うための手順書、設備及び資材を整備し、それら事業者が冷温停止用機器の損傷に備えて修理を行うための手順書、設備及び資材を整備し、それらの機器を使用し所定の時間内に冷温停止を達成できることを確認する。また、修理用の設備、機器、の機器を使用し所定の時間内に冷温停止を達成できることを確認する。また、修理用の設備、機器、工具及び資材が使用できる状態であることを確認する。

工具及び資材が使用できる状態であることを確認する。
(9) 補償対策(9) 補償対策

記載の適正化（誤使用休止中の劣化、使用不能になった火災防護設備、火災後の安全停止設備及び各種設備の機能（火使用休止中の劣化、使用不能になった火災防護設備、火災後の安全停止設備及び各種設備の機能（火

災感知、消火設備、受動的な火災防護、安全停止機能（能力）を提供するポンプ、弁、電動装置等）

災感知、消火設備、受動的な火災防護、安全停止機能（能力）を提供するポンプ、弁、電動装置等）

に対する補償対策が整備されていることを確認する。

に対する補償対策が整備されていることを確認する。

なお、短期の補償対策として、適切な是正措置がとられるまで、１つ以上の深層防護の要素を強化し補償することとし、適切な時間内に設備を使用状態に戻す事業者の機動性について確認する。
(10) 火災防護計画等の運営管理及び変更に関する評価と記録し補償することとし、適切な時間内に設備を使用状態に戻す事業者の機動性について確認する。
(10) 火災防護計画等の運営管理及び変更に関する評価と記録
火災防護計画等が適切に履行されていることを確認する。

火災防護計画等を変更することによって安全停止能力に悪影響が及ばないことが評価（設計変更

火災防護計画等を変更することによって安全停止能力に悪影響が及ばないことが評価（設計変更の妥当性等）されていることを確認する。また、火災防護計画の変更に伴って、関連する文書等もの妥当性等）されていることを確認する。また、火災防護計画の変更に伴って、関連する文書等も必要に応じて変更がなされていることを確認する。

必要に応じて変更がなされていることを確認する。
(11) 一時的な可燃物及び発火源の管理

施設内の可燃物及び発火源の管理について、「BE0020火災防護」検査運用ガイドにおいて確認した
評価結果及び問題に基づいて、追加検査の必要性を検討する。

記）

なお、短期の補償対策として、適切な是正措置がとられるまで、１つ以上の深層防護の要素を強化

火災防護計画等が適切に履行されていることを確認する。

(11) 一時的な可燃物及び発火源の管理

記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤施設内の可燃物及び発火源の管理について、「火災防護」検査運用ガイドにおいて確認した評価結記）

果及び問題に基づいて、追加検査の必要性を検討する。

6 参考資料

6. 参考資料

記載の適正化（誤6.1 法令、基準等

6.1 法令、基準等

記）(1) 消防法(1) 消防法(2) 建築基準法(2) 建築基準法(3) 実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準(3) 実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準(4) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準(4) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準(5) 原子力発電所の外部火災影響評価ガイド(5) 原子力発電所の外部火災影響評価ガイド(6) 原子力発電所の内部火災影響評価ガイド(6) 原子力発電所の内部火災影響評価ガイド(7) 原子力発電所の火災防護規程 JEAC4626-2010（社団法人日本電気協会）(7) 原子力発電所の火災防護規程 JEAC4626-2010（社団法人日本電気協会）(8) 原子力発電所の火災防護指針 JEAG4607-2010（社団法人日本電気協会）(8) 原子力発電所の火災防護指針 JEAG4607-2010（社団法人日本電気協会）(9) 原子力発電所の火災防護管理指針 JEAG4103-2010（社団法人日本電気協会）(9) 原子力発電所の火災防護管理指針 JEAG4103-2010（社団法人日本電気協会）(10) 原子力施設管轄消防本部と原子力規制事務所との連携について（令和元年６月 21 日 消防特第 26(10) 原子力施設管轄消防本部と原子力規制事務所との連携について（令和元年 6 月 21 日 消防特第２号）

６号）
6.2 技術資料等

6.2 技術資料等(1) 「建築消防 advice」毎年発行（新日本法規出版株式会社発行）(1) 「建築消防 advice」毎年発行（新日本法規出版株式会社発行）(2) 消防教科書「消防査察・消防用設備」平成 26 年３月(2) 消防教科書「消防査察・消防用設備」平成 26 年 3 月（一般財団法人全国消防協会）

7- 119 -

（一般財団法人全国消防協会）

(3) 消防教科書「火災防ぎょ」平成 29 年 3 月 （一般財団法人全国消防協会）(3) 消防教科書「火災防ぎょ」平成 29 年３月 （一般財団法人全国消防協会）

7. 改訂履歴

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

施行

１

○運用の明確化

記載の適正化（誤

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

記）

施行

（新設）

改正に伴う変更

表 1 関連する施行規則条項

記載の適正化（誤①使用前検査等又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３検査要件まとめ表）○記載の適正化

表１ 関連する施行規則条項
保安規定記載事項に係る規則条項

原子力施設の種別

規則名

第 92 条第１項第７号、第 15 号、第 16 号及び第 18 号並びに同条第３項第５号、第 14 号、第15 号及び第 18 号
第 87 条第１項第 16 号
及び第 18 号並びに同条第３項第 16 号及び第 19号

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第７６条及び第78 条

第９条及び第 10条

第 15 条第１項第 15 号
及び第 17 号並びに同条第２項第 15 号及び第 18号

試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第 9 条及び第 10条

第 15 条第 1 項第 15 号
及び第 17 号並びに同条
第 2 項第 15 号及び第 18号

使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第 11 条及び第 12
条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第 11 条及び第 12条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則第７条の４及び第７条の４の３

第 17 条第１項第 15 号
及び第 17 号並びに同条第２項第 17 号及び第 20号
第８条第１項第 14 号及び第 16 号並びに同条第２項第 16 号及び第 19号

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第 7 条の 4 及び第7 条の４の 3

第 17 条第 1 項第 15 号
及び第 1７号並びに同条第２項第１７号及び第 20 号
第 8 条第 1 項第 14 号及び第 16 号並びに同条第２項第 16 号及び第 19号

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 31 条及び第 32条

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 31 条及び第 32条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物

第 29 条及び第 30条

第 37 条第１項第 14 号
及び第 16 号並びに同条第２項第 14 号及び第 17号
第 34 条第１項第 13 号
及び第 15 号並びに同条第２項第 14 号及び第 17号
第 63 条第１項第 13 号
及び第 15 号並びに同条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物

第 29 条及び第 30条

原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 76 条及び第 78条

試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に
関する規則

再処理施設

第一種廃棄物埋設施設

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 81 条及び第 83
条第１項第１号のイ

第 55 条及び第 58条の２

第一種廃棄物埋設施設
8- 120 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 81 条及び第 83条第１項１号のイ

第 55 条及び第 58条の 2

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 7 号,
第 15 号,第 16 号及び第18 号並びに同条第 3 項
第 5 号,第 14 号,第 15号及び第 18 号
第 87 条第 1 項第１６号
及び第 18 号並びに同条
第 3 項第 16 号及び第１９号

第 37 条第 1 項第 14 号
及び第 1６号並びに同条第 2 項第 14 号及び第17 号
第 34 条第 1 項第 13 号
及び第 15 号並びに同条
第 2 項第 14 号及び第 17号
第 63 条第１項第 13 号
及び第 15 号並びに同条

記）

第二種廃棄物埋設施設

使用施設の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則第 16 条及び第 17条の２

核燃料物質の使用等に関する規則

第２条の 11 の７及び第２条の 11の８第２項第 14 号及び第 17号
第 20 条第 1 項第 15 号
同条第１項第 17 号、同条第２項第 13 号、同条第２項第 16 号
第２条の 12 第１項第 13号及び第 15 号並びに同条第２項第 15 号及び第18 号

表２ 関連する技術基準規則条項

第二種廃棄物埋設施設

使用施設の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則第 16 条及び第 17
条の 2

核燃料物質の使用等に関する規則

第 2 条の 11 の７
及び第 2 条の 11の8

第 2 項第１４号及び第17 号
第 20 条第 1 項第 1５号
同条第 1 項第１７号、同条第２項第 1３号、同条第２項第１６号
第 2 条の 12 第 1 項第 13号及び第 15 号並びに同条第 2 項第 15 号及び第18 号

表2 関連する技術基準規則条項

記載の適正化（誤原子力施設の種別

技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 11 条、第 52 条

実用発電用原子炉施設

第１１条、第５２条

研究開発段階発電用原子炉施設

第 11 条、第 54 条

研究開発段階発電用原子炉施設

第１１条、第５４条

試験研究用等原子炉施設

第 21 条試験研究用等原子炉施設

第２１条

再処理施設

第 11 条、第 35 条

再処理施設

第１１条、第３５条

加工施設

第 11 条、第 29 条

加工施設

第１１条、第２９条

使用済燃料貯蔵施設

第 12 条

使用済燃料貯蔵施設

第１２条

特定廃棄物管理施設

第 11 条特定廃棄物管理施設

第１１条

特定第一種廃棄物埋設施設

第 11 条

特定第一種廃棄物埋設施設

第１１条

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 12 条

使用施設等

第１２条

記）

表３ 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

記載の適正化（誤本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

記）

01 実用炉01 実用炉

運用の明確化

ID
01
※

検査項目
火災防護（３年）

検査頻度
※

３年

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

３～５

325

チーム

01

火災防護（3年）

技術基準規則の火災防護に係る規定に対する使用前検査若しくは使用前確認が終了していない施設又

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

・使用前検査等又

3年

3～5

325

チーム

は廃止措置段階の（新設）

施設について、リは廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

スク状態に応じた検査頻度とする運02 研開炉02 研開炉
ID
01
※

検査項目
火災防護（３年）

検査頻度
※

３年

用を明確化

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

３～５

325

チーム

01

火災防護（3年）

技術基準規則の火災防護に係る規定に対する使用前検査若しくは使用前確認が終了していない施設又

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

運用の明確化

3年

3～5

325

チーム

・使用前検査等又（新設）

は廃止措置段階のは廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

施設について、リスク状態に応じた
03 再処理03 再処理
ID
01
※

検査項目
火災防護（３年）

検査頻度
３年

※

検査頻度とする運サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

３～５

325

チーム

01

火災防護（3年）

技術基準規則の火災防護に係る規定に対する使用前検査若しくは使用前確認が終了していない施設又

（新設）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

用を明確化

3年

3～5

325

チーム

運用の明確化・使用前検査等又は廃止措置段階のは廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。
9- 121 -

施設について、リ04 加工（MOX加工）

04 加工（MOX加工）
ID
01
※

検査項目
火災防護（３年）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

３年※

２～４

225

チーム

01

火災防護（3年）

技術基準規則の火災防護に係る規定に対する使用前検査若しくは使用前確認が終了していない施設又スク状態に応じた
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

検査頻度とする運

3年

2～4

225

チーム

用を明確化

（新設）
運用の明確化は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

・使用前検査等又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化

10- 122 -

基本検査運用ガイド
放射線被ばくの管理（新旧対照表）1- 123 -

（下線部分が改正部分）
改

1

2

3

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射線被ばくの管理

放射線被ばくの管理（BR0010_r1）（BR0010_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「放射線安全」

大分類：「放射線安全」

記）

小分類：
「従業員に対する放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」

検査目的

2.

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第61条の２の２第１項

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１記）

４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施設の種別ごとの保安項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置（以下「線量等安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量に関する措置」という。
）及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。
）において行われ等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行わる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置（以下、「機能の保全の措置」という。
）に係る放射線被ばれる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線被くの管理の活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の２の２第１項３号イで規定される事項（保安規ばくの管理の活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）

定）のうち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、法第61条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原子

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設

力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連に関連する基準への遵守状況を確認する。

する基準への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとすにも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとす

る。

る。

検査要件
3.1 検査対象

3.

検査要件
3.1 検査対象

この検査を実施するに当たり、原子力検査官（以下「検査官」という。
）は事前に作業者に対する放この検査を実施するに当たり、原子力検査官（以下「検査官」という。
）は事前に作業者に対する放射線安全の監視領域に関する安全実績（PI）の全てを確認する。また、事業者等の放射線防護プログラ

射線安全の監視領域に関する安全実績（ＰＩ）の全てを確認する。また、事業者等の放射線防護プログ

ムの改善状況、前回の検査以降の当該監視領域に関する状況報告を確認しておくべきである。事業者等

ラムの改善状況、前回の検査以降の当該監視領域に関する状況報告を確認しておくべきである。事業者の放射線作業の管理及び放射線作業の状況を検査官が直接観察できる時期が検査対象となるが、本検等の放射線作業の管理及び放射線作業の状況を検査官が直接観察できる時期が検査対象となるが、本査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検査を実施すること（サンプ検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検査を実施すること（サン2- 124 -

記載の適正化（誤記）

リングベースの検査の実施）とする。サンプルの選定に関しては、代表的な放射線作業計画、放射線安

プリングベースの検査の実施）とする。サンプルの選定に関しては、代表的な放射線作業計画、放射線全の観点で、作業者の被ばくリスクが高い作業並びに、緊急時（トラブルや事故対応）の作業計画の重安全の観点で、作業者の被ばくリスクが高い作業並びに、緊急時（トラブルや事故対応）の作業計画の要度を考慮することとし、以下の確認項目を中心に検査を実施する。なお、検査の実施に際し、施設の重要度を考慮することとし、以下の確認項目を中心に検査を実施する。なお、検査の実施に際し、施設タイプ（炉型や保有する設備の種類等）を踏まえ、確認する項目等の適用範囲を定めるものとする。

のタイプ（炉型や保有する設備の種類等）を踏まえ、確認する項目等の適用範囲を定めるものとする。

(1) 放射線被ばくリスクの評価(1)

放射線被ばくリスクの評価(2) 作業者への作業指示(2)

作業者への作業指示(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理(3)

放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理(4)

放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画(5)

高線量又は汚染区域の放射線作業計画(6) 作業者及び放射線管理員の力量(6)

作業者及び放射線管理員の力量

なお、本検査運用ガイドは、放射線被ばく管理の状況確認について記載しているものであり、放射線

なお、本検査運用ガイドは、放射線被ばく管理の状況確認について記載しているものであり、放射線

被ばく評価要領、放射線監視計装の適切性については「BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリン

被ばく評価要領、放射線監視計装の適切性については「BR００２０ 放射線被ばく評価及び個人モニタ

グ」検査運用ガイドにて、事業者等の活動を確認することとする。

リング」検査運用ガイドにて、事業者等の活動の確認することとする。

検査目的に照らして検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

検査手順
4.1 検査前準備

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4.

検査手順
4.1 検査前準備

検査実施前には、事業者等の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に収集し、検査で確認すべ検査実施前には、事業者等の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に収集し、検査で確認すべ

き方向性や視点を定めて、検査を実施すること。また、検査対象（サンプル）の選定では、事業者等のき方向性や視点を定めて、検査を実施すること。また、検査対象（サンプル）の選定では、事業者等のパフォーマンスに関する知見を得るため、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性のパフォーマンスに関する知見を得るため検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野に集中し設定する。

高い分野に集中し設定する。

4.2 検査実施
検査実施に当たっては、放射線被ばくの管理に係る以下について、評価、管理等が適切であること

4.2 検査実施
検査実施に当たっては、放射線被ばくの管理に係る以下について、評価、管理等が適切であることを、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により確認する。

を、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により確認する。

(1) 放射線被ばくリスクの評価(1) 放射線被ばくリスクの評価

a. 放射線被ばく対象核種の明確化

a.

放射線被ばく対象核種の明確化

b. 放射線測定（サーベイ）の適切性b.

放射線測定（サーベイ）の適切性

c. 空気中放射性物質濃度測定の適切性c.

空気中放射性物質濃度測定の適切性(2) 作業者への作業指示a.

放射線作業許可証等の策定と周知

b. 警報付き個人被ばく線量計の警報設定b.

警報付き個人被ばく線量計の警報設定

c. 放射性物質が内封された容器の取扱要領等の状況c.

放射性物質が内封した容器の取扱要領等の状況

a. 管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）(2) 作業者への作業指示

a. 放射線作業許可証等の策定と周知(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理

記）

検査目的に照らして検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4

記載の適正化（誤(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理
a.

管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定

3- 125 -

記載の適正化（誤記）

b. 汚染拡大防止の措置

b.

汚染拡大防止の措置

c. 汚染測定装置を用いた管理c.

汚染測定装置を用いた管理

d. その他（密封線源の取扱）d.

その他（密封線源の取扱）(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理
a. 区域の識別管理と放射線作業の許可

a.

区域の識別管理と放射線作業の許可

b. 放射線作業の現場管理b.

放射線作業の現場管理

c. 汚染区域における作業管理c.

汚染区域における作業管理(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画

a.

a. 高線量区域等への立入制限、作業許可管理(6) 作業者及び放射線管理員の力量(6) 作業者及び放射線管理員の力量
a. 作業者の管理区域内作業における理解度（必要に応じて教育記録等）

a.

作業者の管理区域内作業における理解度（必要に応じて教育記録等）

b. 放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量b.

放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

4.3

処置が適切に講じられていることを確認する。

処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
検査手引
5.1 検査前準備に係る留意事項(1) 放射線被ばく対象核種の明確化
a.

評価対象核種の明確化

問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正

5

高線量区域等への立入制限、作業許可管理に処理されていることを確認する。
5.

検査手引

5.1

検査前準備に係る留意事項(1) 放射線被ばくリスクの評価a.

事業者等は、担当する施設で確認された放射性物質の核種や検出可能性のある核種を把握して評価対象核種の明確化

記載の適正化（誤記）

事業者等は、担当する施設で確認された放射性物質の核種や検出可能性のある核種を把握していることを確認するために、例として以下の直近の記録や傾向を確認し、把握する。

いることを確認するために、例として以下の直近及び記録や傾向を確認し、把握する。

記載の適正化（誤(a) 炉水の分析結果資料(a) 炉水の分析結果資料記）(b) 水質浄化系のフィルタ等の核種分析結果資料(b) 水質浄化系のフィルタ等の核種分析結果資料(c) 廃棄物の核種分析結果資料(c) 廃棄物の核種分析結果資料b.

放射線測定（サーベイ）の適切性b.

放射線測定（サーベイ）の適切性(a) 検査官は放射線被ばくリスクを左右する区域区分、管理が変更になり得る運転条件の変更あ(a) 検査官は放射線被ばくリスクを左右する区域区分や管理が変更になり得る運転条件の変更やるいは許可変更の有無を確認する。これらの変更がある場合、監視や放射線モニタリングの状

許可変更の有無を確認する。これらの変更がある場合、監視や放射線モニタリングの状況は、

況は、複数のサーベイポイント（３～６ポイント）における区域変更前後及び変更後の測定結複数のサーベイポイント（３～６ポイント）における区域変更前後及び変更後の測定結果記録

果記録を確認しておくこと。

を確認しておくこと。

(b) 検査官は検査対象区域で、高線量区域及び汚染のおそれがある区域を３～５点選定し、作業(b) 検査官は検査対象区域で、高線量区域及び汚染のおそれがある区域を３～５点選定し、作業者者の放射線防護計画を確認しておくこと。

の放射線防護計画を確認しておくこと。
4- 126 -

記載の適正化（誤記）

c.

空気中放射性物質濃度測定の適切性(a) 検査官は検査対象区域における放射線作業計画に記載されている空気中放射性物質濃度のc.

空気中放射性物質濃度測定の適切性(a) 検査官は検査対象区域における放射線作業計画に記載されている空気中放射性物質濃度の測測定記録の３～５の結果を選び、その測定記録を確認し、把握する。
(2) 作業者への作業指示
a. 放射線作業許可証の策定と周知定記録の３～５の結果を選び、その測定記録を確認し、把握する。
(2) 作業者への作業指示a.

放射線作業許可証の策定と周知(a) 事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域に立入る場合に策定される(a) 事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域に立入る場合に策定される放射線作業の許可や当該作業に関する作業指示、作業制限事項、被ばく線量計画等の各実施実

放射線作業の許可や当該作業に関する作業指示、作業制限事項、被ばく線量計画等の各実施実

績の３～５件の事例を確認する。

績の３～５件の事例を確認する。

(b) 高放射線区域への立入りに関する放射線管理対策、放射線作業の許可に関する資料の作成手(b) 高放射線区域への立入りに関する放射線管理対策、放射線作業の許可に関する資料の作成手

順はプラントあるいは事業所等ごとに異なっていることから、検査官は検査対象施設の高放射順はプラントあるいは事業所等ごとに異なっていることから、検査官は検査対象施設の高放射線区域への立入やそこでの作業に関する条件を把握・理解しておくこと。

線区域への立入やそこでの作業に関する条件を把握・理解しておくこと。

b. 警報付き個人被ばく線量計の警報発生時の対応

b. 警報付き個人被ばく線量計の警報発生時の対応(a) 過去に警報付き個人被ばく線量計で警報が発生した事例があれば、検査官はその３～４件の(a) 過去に警報付き個人被ばく線量計で警報が発生した事例があれば、検査官はその３～４件の事例を抽出し、警報発生当時の作業者の行動や事業者等の措置状況を把握する。
c. 放射性物質が内封された容器の取扱状況

c. 放射性物質が内封した容器の取扱状況(a) 放射性物質が封入されている容器の取扱について、封入されている放射性物質が特定され(a) 放射性物質が封入されている容器の取扱について、封入されている放射性物質が特定されてていない容器を不注意に開封することで、作業者の被ばくが懸念される容器がある場合、検査いない容器を不注意に開封することで、作業者の被ばくが懸念される容器がある場合、検査官

官は当該懸念される容器３～５個を選択し、その所在とその管理状態の情報を確認しておくこは当該懸念される容器３～５個を選択し、その所在とその管理状態の情報を確認しておくこと。

と。

(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理
a.

事例を抽出し、警報発生当時の作業者の行動や事業者等の措置状況を把握する。

管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定a.

管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定(a) 検査官は汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品持ち

ち出しについて、使用されている汚染検査機器（サーベイメータ含む）の仕様及び事業者等の出しについて、使用されている汚染検査機器（サーベイメータ含む）の仕様及び事業者等の汚汚染測定に関する管理マニュアル、保守の状況を確認し、把握する。

染測定に関する管理マニュアル、保守の状況を確認し、把握する。

汚染拡散防止の措置b.

汚染拡散防止の措置(a) 事業者等が管理区域内で使用する工具・測定器等を貸し出している事業所等は、使用後の機(a) 事業者等が管理区域内で使用する工具・測定器等を貸し出している事業所等は、使用後の機材の汚染検査の方法・手順を検査官は把握する。

材の汚染検査の方法・手順を検査官は把握する。

(b) 高汚染区域からの作業者の退出行動の定められた手順及び汚染測定方法及び退出時の汚染(b) 高汚染区域からの作業者の退出行動の定められた手順及び汚染測定方法及び退出時の汚染検査で、汚染が検出された場合の対応処置について、事業者等で定めているルール及び教育内

検査で、汚染が検出された場合の対応処置について、事業者等で定めているルール及び教育内容を検査官は把握しておくこと。

容を検査官は把握しておくこと。

c.

汚染測定装置による運用

記）(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理(a) 検査官は汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品持b.

記載の適正化（誤c.

汚染測定装置による運用(a) 事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ等）の性能及び汚染等判定基準の(a) 事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ）の性能及び汚染等判定基準の根

根拠について、検査官は事業者等見解を把握する。また、検査官は作業者が操作する小物物品

拠について、検査官は事業者等見解を把握する。また、検査官は作業者が操作する小物物品用用モニタ等の取扱についての資料（教育資料を含む）を確認し、その手順を把握する。

モニタの取扱についての資料（教育資料を含む）を確認し、その手順を把握する。
5- 127 -

記載の適正化（誤記）

d.

その他（密封線源の取扱）

d.

(a) 検査官の現場ウォークダウン実施において、作業者の被ばくのおそれがある密封線源（密封(a) 検査官の現場ウォークダウン実施において、作業者の被ばくのおそれがある密封線源（密封線源の標識で識別された容器を含む）の存在や仮置き状況を把握する。
(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理
a.

区域の識別管理と放射線作業の許可（削除）

その他（密封線源の取扱）
線源の標識で識別された容器を含む）の存在や仮置き状況を把握する。

(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理
a.

区域の識別管理と放射線作業の許可b.

放射線作業の現場管理(a) 管理区域の設定及び解除の方法に関するマニュアルを確認し、把握すること。

(a) 管理区域の設定及び解除の方法に関するマニュアルを確認し、把握すること。

(b) 管理区域内における区域区分管理の方法に関するマニュアルを確認し、把握すること。

(b) 管理区域内における区域区分管理の方法に関するマニュアルを確認し、把握すること。

(c) 作業者の立入制限措置を必要とする区域等で、作業計画及び作業環境に応じた放射線防護(c) 作業者の立入制限措置を必要とする区域等で、作業計画及び作業環境に応じた放射線防護上上の措置を策定するための事業者等のマニュアルを確認し、把握すること。
b.

放射線作業の現場管理（新設）

記載の適正化（誤(d) 検査対象区域の作業による被ばく線量管理及び作業環境に応じた放射線防護上の措置の計する。

(e) 上記の計画書に記載のサーベイマップ等（作業者の計画被ばくの基となる情報）の記録を確

認する。

認する。
c.

汚染区域における作業管理(a) 検査官は、作業雰囲気が放射性物質で汚染している区域及び内部被ばくのおそれがある区(a) 検査官は作業雰囲気が放射性物質で汚染している区域及び内部被ばくのおそれがある区域

域の作業件名３～５件を抽出し、その放射線作業の計画とレビュー状況及び許可の状況に関すの作業件名３～５件を抽出し、その放射線作業の計画とレビュー状況及び許可の状況に関する内容を把握する。

る内容を把握する。

(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画a.

高線量区域等への立入制限、作業許可管理(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画a.

高線量区域等への立入制限、作業許可管理マニュアルを確認し、把握する。

(b) 検査官は前回の検査以降に、高線量区域等で実施する作業に係る手順書（作業の計画や放射射線作業の許可手順を含む）の変更がある場合、その内容を確認し、高線量区域等に関する措線作業の許可手順を含む）の変更がある場合、その内容を確認し、高線量区域等に関する措置

置の適切性について把握する。また、これらの手順書の変更（作業の合理性などによる変更にの適切性について把握する。また、これらの手順書の変更（作業の合理性などによる変更におおいて）によって、作業者の放射線防護に関する有効性やレベルが当該手順変更前と同程度又いて）によって、作業者の放射線防護に関する有効性やレベルが当該手順変更前と同程度又はは改善されていることを事前に確認する。

改善されていることを事前に確認する。

作業者の管理区域内作業における理解度(6) 作業者及び放射線管理員の力量
a.

作業者の管理区域内作業における理解度(a) 検査官は、検査対象区域で作業を実施する作業者への事業者等の教育プログラム及び訓練に(a) 検査官は検査対象区域で作業を実施する作業者への事業者等の教育プログラム及び訓練に関する内容を確認し、作業者が管理区域内での作業において、遵守すべき事項の内容と周知の関する内容を確認し、作業者が管理区域内での作業において、遵守すべき事項の内容と周知の方法を把握する。

方法を把握する。

b.

放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量

記）

記載の適正化（誤記）

ニュアルを確認し、把握する。

(b) 検査官は、前回の検査以降に、高線量区域等で実施する作業に係る手順書（作業の計画や放a.

記載の適正化（誤(a) 検査官は事業者等が定める高放射線区域、高汚染区域や立入を制限する区域に関する措置マ(a) 検査官は、事業者等が定める高放射線区域、高汚染区域や立入を制限する区域に関する措置(6) 作業者及び放射線管理員の力量記）

画書を入手する。

(b) 上記の計画書に記載のサーベイマップ等（作業者の計画被ばくの基となる情報）の記録を確

汚染区域における作業管理記）の措置を策定するための事業者等のマニュアルを確認し、把握すること。

(a) 検査対象区域の作業による被ばく線量管理及び作業環境に応じた放射線防護計画書を入手

c.

記載の適正化（誤b.

放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量(a) 作業者の管理区域内作業における放射線防護等の措置の履行状況を放射線管理員は監視・(a) 作業者の管理区域内作業における放射線防護等の措置の履行状況を放射線管理員は監視・監監督を実施している。検査官は放射線管理員の業務内容と必要力量、必要経験知識等を定めて督を実施している。検査官は放射線管理員の業務内容と必要力量、必要経験知識等を定めてい6- 128 -

記載の適正化（誤記）

いるマニュアル等を確認する。
(7) その他

るマニュアル等を確認する。
(7) その他

安全実績指標（PI）についても確認し、事業者等の活動の弱点を明らかにすることも重要である。

記載の適正化（誤安全実績指標（ＰＩ）についても確認し、事業者等の活動の弱点を明らかにすることも重要であ記）

る。

5.2 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 放射線被ばくリスクの評価
a.

放射線被ばく対象核種の明確化

5.2 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 放射線被ばくリスクの評価

記載の適正化（誤a.

記）

放射線被ばく対象核種の明確化

事業者等は、放射線被ばく対象の核種で管理基準値が異なる α 核種と α 核種以外の存在や作事業者等は放射線被ばく対象の核種で管理基準値が異なる α 核種と α 核種以外の存在や作業業者の被ばく線量及び放射線防護装備を左右する放射線の線種に応じた区分管理等などの管理者の被ばく線量及び放射線防護装備を左右する放射線の線種に応じた区分管理などの管理を適を適切に行っていることを確認する。

切に行っていることを確認する。

(a) 事業者等は、放射線管理等の管理マニュアルにて、対象核種の管理方法を定めている場合が(a) 事業者等は放射線管理等の管理マニュアルにて、対象核種の管理方法を定めている場合がああるので、その内容についても確認する。

るので、その内容についても確認する。

(b) 事業者等の活動及び検査対象場所の作業状況の観察は、次項の「②作業者への作業指示」、(b) 事業者等の活動及び検査対象場所の作業状況の観察は、次項の「②作業者への作業指示」、「③放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理」及び「④放射線被ばくリスクの評価と「③放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理」及び「④放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理」の確認項目と同時に実施すべきである。

放射線作業管理」の確認項目と同時に実施すべきである。

(c) 検査対象施設で今まで、放射線被ばくリスクが低いと考えられている場所について、プラン(c) 検査対象施設で今まで、放射線被ばくリスクが低いと考えられている場所について、プラン

ト又は施設の運転に伴い状況が変化する可能性がある事項は、下記が考えられる。なお、下記

ト又は施設の運転に伴い状況が変化する可能性がある事項は、下記が考えられる。なお、下記以外にも発生する可能性があるので、検査官は日常の状況を注意深く洞察する必要がある。

以外にも発生する可能性があるので、検査官は日常の状況を注意深く洞察する必要がある。

ア. 自然界に存在する核種又は検出困難核種の存在

ｱ.

自然界に存在する核種又は検出困難核種の存在

イ. 冷却材又は原子炉水質の変更

ｲ.

冷却材又は原子炉水質の変更

ウ. 汚染水を内封した配管やタンクなどからの漏えい

ｳ.

汚染水を内封した配管やタンクなどからの漏えい

エ. 検査等で使用する放射性同位元素の貯蔵及び移動ｴ.

検査等で使用する放射性同位元素の貯蔵及び移動

オ. 放射性廃棄物の滞留・移動・集積ｵ.

放射性廃棄物の滞留・移動・集積

カ. 原子炉上蓋の吊り上げ、原子炉内部構造物の吊り上げ又は分解、燃料の移動、炉内検出器

ｶ.

原子炉上蓋の吊り上げ、原子炉内部構造物の吊り上げ又は分解、燃料の移動、炉内検出器の移動又は取り出し、制御棒駆動機構の交換、高放射性機材の一部貯蔵、クリンナップ系のの移動又は取り出し、制御棒駆動機構の交換、高放射性機材の一部貯蔵、クリンナップ系の樹脂の洗浄及び交換、フィルタ交換等

樹脂の洗浄及び交換、フィルタ交換など

キ. プラント機器の劣化等

ｷ.

(d) 検査官は事業者等の被ばく防護の専門家（技能者）との議論や活動状況を観察することで、(d) 検査官は事業者等の被ばく防護の専門家（技能者）との議論や活動状況を観察することで、専門家（技能者）の持つ技術・力量を評価することができる。
b.

放射線測定（サーベイ）の適切性

プラント機器の劣化など専門家（技能者）の持つ技術・力量を評価することができる。
b.

放射線測定（サーベイ）の適切性

事業者等は放射線被ばくリスク（放射線量率の急激な上昇や放射線の線量勾配の有無）等の適事業者等は放射線被ばくリスク（放射線量率の急激な上昇や放射線の線量勾配の有無）等の適切な評価を踏まえた測定を実施し、区域管理として適切に評価されていることを検査官は確認す

切な評価を踏まえた測定を実施し、区域管理として適切に評価されていることを検査官は確認する。

る。

また、放射線作業の計画を策定する上で、放射線モニタリングが適切な測定器及び方法・手順

また、放射線作業の計画を策定する上で、放射線モニタリングが適切な測定器及び方法・手順で実施していることを事業者等の放射線管理部門の監督者や技能者から聴取し確認する。

で実施していることを事業者等の放射線管理部門の監督者や技能者から聴取し確認する。

(a) 検査官は、作業計画に記載されている区域で、特に放射性廃棄物の保管廃棄、処理施設及び(a) 検査官は作業計画に記載されている区域で、特に放射性廃棄物の保管廃棄、処理施設及び取取扱区域の状況において、設置機器や作業者の被ばくリスクに影響する放射線（線源）の位置・

扱区域の状況において、設置機器や作業者の被ばくリスクに影響する放射線（線源）の位置・方向について確認を行う。

方向について確認を行う。
7- 129 -

(b) 検査官は、自ら、検査対象区域等の空間線量率を測定し、事業者等が実施している放射線モ(b) 検査官は自ら、検査対象区域等の空間線量率を測定し、事業者等が実施している放射線モニ

ニタリングによる策定されたサーベイマップと比較を行い、放射線被ばくリスク評価として十タリングによる策定されたサーベイマップと比較を行い、放射線被ばくリスク評価として十分分なサーベイマップであることを確認する。

なサーベイマップであることを確認する。

(c) 高線量区域及び汚染のおそれがある区域以外で、下記の要素がある区域の放射線モニタリン(c) 高線量区域及び汚染のおそれがある区域以外で、下記の要素がある区域の放射線モニタリン

グ（サーベイ）方法・頻度について、放射線管理部門の体制及びその力量も含め、その適切性

グ（サーベイ）方法・頻度について、放射線管理部門の体制及びその力量も含め、その適切性を確認する。

を確認する。

ア. α 線を放出する核種が存在する区域やホットスポットがある区域

ｱ.

α 線を放出する核種が存在する区域やホットスポットがある区域

イ. 中性子線による被ばくのおそれがある区域

ｲ.

中性子線による被ばくのおそれがある区域

ウ. 自然界で存在する核種を含む空気中放射能濃度が低くない区域

ｳ.

自然界で存在する核種を含む空気中放射能濃度が低くない区域

エ. 放射線レベルが一定ではなく、変化（急上昇）する区域

ｴ.

放射線レベルが一定ではなく、変化（急上昇）する区域

オ. 作業者の近傍に線源が存在し、放射線の線量勾配がある区域

ｵ.

作業者の近傍に線源が存在し、放射線の線量勾配がある区域

カ. 不均等な被ばくのおそれがある区域

ｶ.

不均等な被ばくのおそれがある区域

キ. プルトニウムが検出された区域又はプルトニウムを取り扱う区域

ｷ.

プルトニウムが検出された区域又はプルトニウムを取り扱う区域c.

空気中放射性物質濃度測定の適切性c.

空気中放射性物質濃度測定の適切性

検査官は、検査対象区域で、表面汚染や空気中に飛散する可能性のある区域における事業者等

検査官は検査対象区域で、表面汚染や空気中に飛散する可能性ある区域における事業者等の監の監視測定が適切な測定と管理を実施していることを確認する。

視測定が適切な測定と管理を実施していることを確認する。

(a) 空気中放射性物質濃度の測定手順に基づき測定していることを確認する。また、核種分析を(a) 空気中放射性物質濃度の測定手順に基づき測定していることを確認する。また、核種分析を実実施している場合は、その測定条件が適切に入力されていることも確認する。

施している場合はその測定条件が適切に入力されていることも確認する。

(b) 検査対象の放射線作業計画で、空気中に放射性物質が存在し、汚染のおそれがある区域は、(b) 検査対象の放射線作業計画で、空気中に放射性物質が存在し、汚染のおそれがある区域は、検検査官が自ら、事業者等の空気中放射性物質濃度の測定状況を確認し、当該作業エリアの代表査官が自ら、事業者等の空気中放射性物質濃度の測定状況を確認し、当該作業エリアの代表的的な空気中放射性物質濃度を測定していることを、集塵口の位置、集塵流量、測定時期、及び機な空気中放射性物質濃度を測定していることを、集塵口の位置、集塵流量、測定時期、及び機器器の配置より確認する。

の配置より確認する。

(c) 一般的な作業エリアでの空気中の粉じん、塵埃等のサンプリングは人体の呼吸する高さ、位(c) 一般的な作業エリアでの空気中の粉じん、塵埃等のサンプリングは人体の呼吸する高さ、位置置に相当する場所でサンプリングしている必要がある。
（内部被ばく評価に対応することでの測に相当する場所でサンプリングしている必要がある。（内部被ばく評価に対応することでの測定）定）(d) 事業者等の空気中放射性物質濃度の測定で、連続測定の移動式モニタが現場に設置されてい(d) 事業者等の空気中放射性物質濃度の測定で、連続測定の移動式モニタが現場に設置されている場合は、監視する警報レベルと検出限界値との関係を考慮し、適切な場所に当該モニタが設る場合は、監視する警報レベルと検出限界値との関係を考慮し、適切な場所に当該モニタが設置されていることを確認する。また、測定対象核種に適合したサンプリング方式や浮遊塵の形

置されていることを確認する。また、測定対象核種に適合したサンプリング方式や浮遊塵の形

状（大きさ）を考慮したフィルタの採用等の観点で、ダスト測定が目的を果たした状態で測定

状（大きさ）を考慮したフィルタの採用等の観点で、ダスト測定が目的を果たした状態で測定をしていることを確認する。

をしていることを確認する。

(e) 原子力施設の各所に設置されたダスト放射線モニタで、たまに空気中の放射性物質レベルの(e) 原子力施設の各所に設置されたダスト放射線モニタで、たまに空気中の放射性物質レベルの上昇が確認される場合、その傾向として、観測された空気中の放射性物質濃度上昇は線量率に上昇が確認される場合、その傾向として、観測された空気中の放射性物質濃度上昇は線量率にはあまり寄与していないが、自然界に存在する核種による汚染の可能性があるので、注意が必はあまり寄与していないが、自然界に存在する核種による汚染の可能性があるので、注意が必要である。そのため、核種を同定する等の確認が必要な場合がある。また、自然界に存在する要である。そのため、核種を同定するなどの確認が必要な場合がある。また、自然界に存在す核種で汚染された経緯がある区域で、作業者が保守作業をする上で重要な要素であることを認る核種で汚染された経緯がある区域で、作業者が保守作業をする上で重要な要素であることを

識する。

認識する。

(f) 放射性物質によって空気が汚染するおそれのある区域や放射線レベルが急激な変化をもたら(f) 放射性物質によって空気が汚染するおそれのある区域や放射線レベルが急激な変化をもたらす事象には、以下の例があり、これらの情報を検査官が把握することで、事業者等の放射線サす事象には、以下の例があり、これらの情報を検査官が把握することで、事業者等の放射線サーベイ活動で評価すべき放射線被ばくリスクや潜在的なリスクに関する知見が得られる。

ーベイ活動で評価すべき放射線被ばくリスクや潜在的なリスクに関する知見が得られる。

ア. 以前の破損燃料による汚染した区域への立入

ｱ.

以前の破損燃料による汚染した区域への立入

イ. 炉内核計装設備の移動

ｲ.

炉内核計装設備の移動

8- 130 -

ウ. 使用済燃料の移動などにおけるドライウェルや補助建屋の放射線量の変化
エ. 内部が汚染している機器等の開放作業

ｳ.

使用済燃料の移動などにおけるドライウェルや補助建屋の放射線量の変化（新設）

運用の明確化・事業者等の安全活動の事例の追加(2) 作業者への作業指示a.

放射線作業許可証の策定と周知(2) 作業者への作業指示a.

放射線作業許可証の策定と周知事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域の作業において、事業者等は事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域の作業において、事業者等は作業制限事項、作業要件及び作業領域の空間線量率や空気中の放射性物質濃度と必要な放射線作業制限事項、作業要件及び作業領域の空間線量率や空気中の放射性物質濃度と必要な放射線防護装備等の遵守事項を定め、これらの内容が担当する作業者に周知されていることを確認す

防護装備等の遵守事項を定め、これらの内容が担当する作業者に周知されていることを確認する。

る。

(a) 事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域に立入る場合に策定され(a) 事業者等が定める区域区分によって設定されている高放射線区域に立入る場合に策定される放射線作業の許可について、作業指示、作業制限事項及び被ばく線量計画が事業者等の手る放射線作業の許可について、作業指示、作業制限事項及び被ばく線量計画が事業者等の手順どおり策定されていることを確認する。

順とおり策定されていることを確認する。

(b) 当該作業を実施する作業者に作業制限事項等の情報が周知されていることを作業者への事(b) 当該作業を実施する作業者に作業制限事項等の情報が周知されていることを作業者の事前前確認や作業前の打ち合わせへの出席や作業者へのインタビュー等にて把握する。なお、作確認や作業前の打ち合わせへの出席や作業者へのインタビュー等にて把握する。なお、作業業者へのインタビューでは、作業に支障を与えない方法（作業終了後のグループインタビュ

者へのインタビューでは、作業に支障を与えない方法（作業終了後のグループインタビュー

ーや作業状況の長時間観察等）で実施すること。

や作業状況の長時間観察等）で実施すること。

(c) 作業者は放射線作業の計画等に記載された条件で、作業開始時期や作業中断する指示事項(c) 作業者は放射線作業の計画等に記載された条件で、作業開始時期や作業中断する指示事項

やその他の条件を把握するために、事業者等の放射線管理部門の職員の連絡先情報覚えていやその他の条件を把握するために事業者等の放射線管理部門の職員の連絡先情報覚えている

るべきである。

べきである。

b. 警報付き個人被ばく線量計の警報設定

b. 警報付き個人被ばく線量計の警報設定

警報付き個人被ばく線量計（警報付き電子式個人線量計）の被ばく線量等の警報設定値が適切

警報付き個人被ばく線量計（警報付き電子式個人線量計）の被ばく線量等の警報設定値が適切に設定されていることを確認する。

に設定されていることを確認する。

また、警報付き個人被ばく線量計の警報原因を踏まえ、新たな放射線被ばくリスクの発生情報

また、警報付き個人被ばく線量計の警報原因を踏まえ、新たな放射線被ばくリスクの発生情報

及びプラントの運転状態変更に伴う放射線レベルの変化情報がある場合、事業者等は作業者に及びプラントの運転状態変更に伴う放射線レベルの変化情報がある場合、事業者等は作業者に周知していることを確認する。

周知していることを確認する。

(a) 警報付き個人被ばく線量計（警報付き電子式個人線量計）の被ばく線量等の警報設定値が最(a) 警報付き個人被ばく線量計（警報付き電子式個人線量計）の被ばく線量等の警報設定値が最新の放射線サーベイデータによって策定されている作業指示書及び事業者等の放射線管理等

新の放射線サーベイデータによって策定されている作業指示書及び事業者等の放射線管理等の管理マニュアルに基づき設定されていることを確認する。

の管理マニュアルに基づき設定されていることを確認する。

(b) 警報付き個人被ばく線量計の警報が発生した事例では、作業計画に記載された遵守事項の(b) 警報付き個人被ばく線量計の警報が発生した事例では、作業計画に記載された遵守事項の履履行状況も含め、事業者等は、作業計画の適切性を再評価する等の警報付き個人被ばく線量計

行状況も含め、事業者等は作業計画の適切性を再評価するなどの警報付き個人被ばく線量計の警報原因を明確にしていることを確認する。また、必要に応じて、予期していなかった放射の警報原因を明確にしていることを確認する。また、必要に応じて、予期していなかった放射線被ばくリスクの発生有無を調べるために実際の当該作業における放射線レベルの再測定や線被ばくリスクの発生有無を調べるために実際の当該作業における放射線レベルの再測定や再評価が行われてことも確認する。

再評価が行われてことも確認する。

(c) 警報付き個人被ばく線量計の警報設定値は作業の進捗や作業環境の放射線レベル等によっ(c) 警報付き個人被ばく線量計の警報設定値は作業の進捗や作業環境の放射線レベル等によって適宜変更になる。作業者が携帯する警報付き個人被ばく線量計の警報設定値に関する検査て適宜変更になる。作業者が携帯する警報付き個人被ばく線量計の警報設定値に関する検査官による評価実施では、当該事象を把握しておくこと。

官による評価実施では、当該事象を把握しておくこと。

(d) 警報付き個人被ばく線量計の警報は放射線被ばくの重要なファクターであり、同警報設定(d) 警報付き個人被ばく線量計の警報は放射線被ばくの重要なファクターであり、同警報設定値

値に関する事業者等の活動評価において、警報付き個人被ばく線量計の誤作動及び無効な警に関する事業者等の活動評価において、警報付き個人被ばく線量計の誤作動及び無効な警報報が発生した場合は、「BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング」検査運用ガイドのが発生した場合は「BR００２０ 放射線被ばく評価及び個人モニタリング」検査運用ガイドの（外部被ばく評価手法）に基づき検査を実施する。

（外部被ばく評価手法）に基づき検査を実施する。
9- 131 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

c.

放射性物質が内封された容器の取扱状況c.

放射性物質が内封した容器の取扱状況

記載の適正化（誤放射性物質が封入されている容器の取扱について、容器を不注意に開封することで、作業者の放射性物質が封入されている容器の取扱について、容器を不注意に開封することで、作業者の記）

被ばくが懸念される容器がある場合、注意を必要とする識別が付けられ、管理（開封時の注意事

被ばくが懸念される容器がある場合、注意を必要とする識別が付けられ、管理（開封時の注意事

項が作業者に周知されている）されていることを確認する。

項が作業者に周知されている）されていることを確認する。

(a) 放射性物質が封入されている容器について、事業者等のマニュアル等に容器に識別表示す(a) 放射性物質が封入されている容器について、事業者等のマニュアル等に容器に識別表示するる旨の記載があること、開封時の注意事項が作業者に周知されていることを確認する。

旨の記載があること、開封時の注意事項が作業者に周知されていることを確認する。

(b) これらの容器を開封するときは、内部の放射性物質が飛散する等の空気中の放射性物質濃(b) これらの容器を開封するときは、内部の放射性物質が飛散する等の空気中の放射性物質濃度度が上昇することを考慮した措置を実施すべきであることを理解して作業を実施しているこが上昇することを考慮した措置を実施すべきであることを理解して作業を実施していることとも確認する。

も確認する。

(c) 放射性物質が特定されていない容器を不注意に開封することで、作業者の内部被ばく事故が懸念(c) 検査官は現場観察する場合、識別がない容器の有無に注意して観察する。放射性物質が特定されるため、検査官は、現場観察する場合、識別がない容器の有無に注意して観察する。

されていない容器を不注意に開封することで、作業者の内部被ばく事故が懸念されるため。

(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理
a.

管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定(3) 放射性物質による汚染管理と持ち出し物品の管理
a.

管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定

検査官は、汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品持

検査官は汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品持ち

ち出しについて、適切な汚染検査機器の使用と適切な測定が実施されていることを確認し、事業出しについて、適切な汚染検査機器の使用と適切な測定が実施されていることを確認し、事業者者等の管理が放射性物質の意図しない搬出を防止するのに十分であることを確認する。

等の管理が放射性物質の意図しない搬出を防止するのに十分であることを確認する。

(a) 検査官は、汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品(a) 検査官は汚染区域からの物品持ち出しあるいは高汚染区域から通常の管理区域への物品持持ち出しについて、幾つかのチェックポイント（区域区分の境界点）での物品持ち出し状況を

ち出しについて、幾つかのチェックポイント（区域区分の境界点）での物品持ち出し状況を観

観察する。

察する。

(b) この観察で、使用する汚染検査機器（サーベイメータ含む）が、当該持ち出し物品のあった(b) この観察で、使用する汚染検査機器（サーベイメータ含む）が、当該持ち出し物品のあった区域に存在する放射性核種が放出する放射線に適合した測定装置で、測定環境条件に適合し区域に存在する放射性核種が放出する放射線に適合した測定装置で、測定環境条件に適合している測定であることを確認する。

ている測定であることを確認する。

(c) 検査官は、事業者等の放射線管理員による管理区域等からの物品持ち出し判定のための汚(c) 検査官は事業者等の放射線管理員による管理区域等からの物品持ち出し判定のための汚染

染検査状況を観察し、事業者等の放射線管理要領・手順に従い測定及び判定していることを確

検査状況を観察し、事業者等の放射線管理要領・手順に従い測定及び判定していることを確認

認する。

する。

記）

(d) 管理区域で汚染した廃棄物でない機材を放射性固体廃棄物として区域外に搬出されないこ(d) 管理区域で汚染した廃棄物でない機材を放射性固体廃棄物として区域外に搬出されないことも検査官は確認する。
b. 汚染拡散防止の措置

記載の適正化（誤とも検査官は確認する。
b. 汚染拡散防止の措置

事業者等の汚染拡散を防止するための適切な措置、測定、判定及び処置の各活動が適切に実施事業者等の汚染拡散を防止するための適切な措置、測定、判定及び処置の各活動が適切に実施されていることを確認する。

されていることを確認する。

(a) 事業者等が管理区域内で使用する工具・測定器等を貸し出している場合、使用後の機材管理(a) 事業者等が管理区域内で使用する工具・測定器等を貸し出している場合、使用後の機材管理について定められた手順に基づき実施し、汚染拡散を防止するための適切な測定及び判定を実について定められた手順に基づき実施し、汚染拡散を防止するための適切な測定及び判定を実施していることをインタビュー又は現場の状況によって確認する。
（この観察は「管理区域境施していることをインタビュー又は現場の状況によって確認する。（この観察は＜管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定」の際に同時に実施する。
）

界（チェックポイント）と汚染測定＞の際に同時に実施する。）(b) 汚染区域や汚染のおそれがある区域について、その開口部の風の流れにも注意すること。
（バ(b) 汚染区域や汚染のおそれがある区域について、その開口部の風の流れにも注意すること。
（バリヤや負圧管理ができていることも確認する。
）

リヤや負圧管理が出来ていることも確認する。）(c) 検査官は高汚染区域からの作業者の退出行動が定められた測定で実施されていることや作(c) 検査官は高汚染区域からの作業者の退出行動が定められた測定で実施されていることや作

業者の退出時の汚染検査で、汚染が検出された場合の対応処置について、作業者が理解してい業者の退出時の汚染検査で、汚染が検出された場合の対応処置について、作業者が理解していることを確認する。
（この観察は「管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定」の際に同ることを確認する。（この観察は＜管理区域境界（チェックポイント）と汚染測定＞の際に同
10- 132 -

記載の適正化（誤記）

時に実施する。
）
c.

汚染測定装置による運用時に実施する。
）
c.

事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ等）に関して、作業者の誤操作防止

汚染測定装置による運用

記載の適正化（誤事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ等）に関して、作業者の誤操作防止記）の措置や適切な測定を実施していることを確認する。

の措置や適切な測定を実施していることを確認する。

(a) 事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ等）で測定し、汚染警報などの警(a) 事業者等が設置している汚染測定装置（小物物品用モニタ等）で測定し、汚染警報などの警報が発生した場合の手順を理解していることを操作中の作業者へのインタビューによって、そ報が発生した場合の手順を理解していることを操作中の作業者へのインタビューによって、その理解状況を確認する。

の理解状況を確認する。

(b) 検査官は汚染検査等に使用する測定器の測定に関するパラメータ（測定時間、時定数及びバ(b) 検査官は汚染検査等に使用する測定器の測定に関するパラメータ（測定時間、時定数及びバ

ックグラウンド計数率）が適切な数値に設定され、測定を実施していることを確認する。
(c) 汚染検査装置はバックグラウンドの変化に左右される。バックグラウンドが低い場所に汚ックグラウンド計数率）が適切な数値を設定し、測定を実施していることを確認する。
(c) 汚染検査装置はバックグラウンドの変化に左右される。バックグラウンドが低い場所に汚染

染検査装置が設置されていることの確認も実施する。

検査装置が設置されていることの確認も実施する。

(d) 汚染測定装置の設置場所が高線量領域の場合、機器の性能上の制約から、要求の検出感度確(d) 汚染測定装置の設置場所が高線量領域の場合、機器の性能上の制約から、要求の検出感度確保ができない場合がある。このため、検査官は事業者等が不適切な補正（エネルギーバンドの保が出来ない場合がある。このため、検査官は事業者等が不適切な補正（エネルギーバンドの変更等）や不正な行為を実施していないことも確認する。

変更等）や不正な行為を実施していないことも確認する。

d. その他（密封線源の取扱）

d. その他（密封線源の取扱）検査対象区域に管理されていない密封線源（密封線源の標識で識別された容器を含む）の存在

検査対象区域に管理されていない密封線源（密封線源の標識で識別された容器を含む）の存在

や仮置きがないことを確認する。

や仮置きが無いことを確認する。

(a) 事業者等が保有している密封線源は帳簿管理され、放射性物質が漏えいしていないこと等、(a) 事業者等が保有している密封線源は帳簿管理され、放射性物質が漏えいしていないことな

密封が健全であることを事業者等が管理手順に基づき適切に管理している。管理されていない

ど、密封が健全であることを事業者等が管理手順に基づき適切に管理している。管理されて密封線源（密封線源の標識で識別された容器を含む）の存在や仮置きが確認された場合、検査いない密封線源（密封線源の標識で識別された容器を含む）の存在や仮置きが確認された場

官は事業者等に対して、その調査結果の報告を聴取し、そのパフォーマンスを確認する。

合、検査官は事業者等に対して、その調査結果の報告を聴取し、そのパフォーマンスを確認

記載の適正化（誤記）する。
(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理
a.

区域の識別管理と放射線作業の許可(4) 放射線被ばくリスクの評価と放射線作業管理a.

検査官は検査対象の区域区分が適切に管理され、作業者が当該作業エリアの放射線レベル等を区域の識別管理と放射線作業の許可
検査官は検査対象の区域区分が適切に管理され、作業者が当該作業エリアの放射線レベル等を認識するのに必要な識別表示を実施していることを確認する。

認識するのに必要な識別表示が実施されていることを確認する。

また、検査対象の放射線防護上の措置について、事業者等は作業における線量や当該作業環境

また、検査対象の放射線防護上の措置について、事業者等は作業における線量や当該作業環境に応じ、適切に評価されている計画書を策定し、作業許可を出していることを確認する。

に応じ、適切に評価されている計画書を策定し、作業許可を出していることを確認する。

(a) 検査官は検査対象の区域管理が事業者等の定めるマニュアルに基づき、区域の潜在的な放(a) 検査官は検査対象の区域管理が事業者等の定めるマニュアルに基づき、区域の潜在的な放射射線レベル（線源の移動や経時的な変化・変動）が評価され区域区分管理されていることを確線レベル（線源の移動や経時的な変化・変動）が評価され区域区分管理されていることを確認す

認する。

る。

(b) 事業者等の管理する区域区分に従い、区域への立入制限措置や作業者に必要な情報を掲示(b) 事業者等の管理する区域区分に従い、区域への立入制限措置や作業者に必要な情報を掲示すするための識別表示が実施されていることを確認する。

るための識別表示が実施されていることを確認する。

(c) 事業者等が策定した放射線防護の措置に記載のサーベイマップ等（作業者の被ばく計画の(c) 事業者等が策定した放射線防護の措置に記載のサーベイマップ等（作業者の被ばく計画の基基となる情報）と現場に掲載されている掲示物等が一致していること及び作業前のミーティンとなる情報）と現場に掲載されている掲示物等が一致していること及び作業前のミーティング

グでサーベイマップ等の情報が作業者に周知されていることの確認も実施する。

でサーベイマップ等の情報が作業者に周知されていることの確認も実施する。

b.

放射線作業の現場管理b.

検査官が検査対象区域の現場における作業管理の実施状況を確認する際は、日々の作業環境把

放射線作業の現場管理
検査官が検査対象区域の現場における作業管理の実施状況を確認する際は、日々の作業環境把11- 133 -

記載の適正化（誤記）

握、放射線管理、放射線防護の措置及び汚染管理が適切に行われていることを確認する。

握、放射線管理、放射線防護の措置及び汚染管理が適切に行われていることを確認する。

(a) 事業者等の日々の現場管理の観察では、必要な計測（放射線サーベイ）、放射線管理対策、(a) 事業者等の日々の現場管理の観察では、必要な計測（放射線サーベイ）、放射線管理対策、放射線防護の作業管理及び汚染管理が事業者等の定めるマニュアルに基づき行われているこ

放射線防護の作業管理及び汚染管理が事業者等の定めるマニュアルに基づき行われていることを確認する。

とを確認する。
(b) また、作業環境において、事業者等が個人被ばく線量計の外乱（騒音、照明、振動、ノイズ）(b) また、作業環境において、事業者等が個人被ばく線量計の外乱（騒音、照明、振動、ノイズ）を考慮した評価や対応をどのように計画し、対応しているかについても確認する。

を考慮した評価や対応をどのように計画し、対応しているかについても確認する。

(c) 作業者が携帯する警報付き個人被ばく線量計の検査対象区域の作業において、検出対象核(c) 作業者が携帯する警報付き個人被ばく線量計の検査対象区域の作業において、検出対象核種

種や装着部位がマニュアルに基づき適切に履行されていることを検査官は現場作業状況の観や装着部位がマニュアルに基づき適切に履行されていることを検査官は現場作業状況の観察察において、確認する。具体的には、現場環境に適合した測定器を携帯していることを確認す

において、確認する。具体的には、現場環境に適合した測定器を携帯していることを確認する。

る。
（局部被ばく、不均等被ばく及び中性子線被ばくが適切に評価されていることを確認する）（局部被ばく、不均等被ばく及び中性子線被ばくが適切に評価されていることを確認する）(d) 高放射線作業区域では、放射線の線量勾配（線源が作業者に近い場合やβ線による被ばく(d) 高放射線作業区域では、放射線の線量勾配（線源が作業者に近い場合やβ線による被ばく影

影響が大きい場合や線量変化が大きい場合等）がある場所が存在している。検査官は当該作業

響が大きい場合や線量変化が大きい場合等）がある場所が存在している。検査官は当該作業エ

エリアで作業者の被ばくを効果的に監視する線量測定方法の適用状況を確認する。

リアで作業者の被ばくを効果的に監視する線量測定方法の適用状況を確認する。
(e) 線量計の選択と計測場所について、不均等被ばくが懸念される作業区域での線量測定につい(e) 検査官は、不均等被ばくが懸念される作業区域での被ばく線量が、局所被ばく評価が行われた放射線防護計画に従い、適切な線量計及び部位に着用されていることを確認する。

て、局部被ばくの評価が省略できる理由はないと考えられる。

(f) 事業者等の実施する特殊作業で、作業管理の強化が必要な潜水作業や作業エリアの放射線(f) 事業者等の実施する特殊作業で、作業管理の強化が必要な潜水作業や作業エリアの放射線のの線量勾配が大きい場合には、当該作業の事業者等が策定する放射線作業の計画が適切である

線量勾配が大きい場合には、当該作業の事業者等が策定する放射線作業の計画が適切であるこことも確認する。

とも確認する。

c.

汚染区域における作業管理c.

記載の適正化（誤記）※確認の観点の記載に見直し

汚染区域における作業管理

検査官は空気中に放射性物質がある区域及びそのおそれがある汚染区域において、適切な作業

検査官は空気中に放射性物質がある区域及びそのおそれがある汚染区域において、適切な作業計画を策定し、作業が実施されていることを確認すること。

計画を策定し、作業が実施されていることを確認すること。

(a) 検査官は空気中に放射性物質がある区域及びそのおそれがある汚染区域で、作業が実施さ(a) 検査官は空気中に放射性物質がある区域及びそのおそれがある汚染区域で、作業が実施されれる場合は、その作業状況を確認する。

る場合は、その作業状況を確認する。
(b) 検査官は内部被ばくのおそれがある区域の作業の計画及び許可が、事業者等の管理システム(b) 検査官は内部被ばくのおそれがある区域の作業の計画及び許可が、事業者等の管理システ
ムで適切に評価されていることを確認する。

で適切に評価されていることを確認する。

(c) 空間線量が上昇する可能性があるタンク内部の作業、蒸気発生器のドライアイスブラスト、(c) 空間線量が上昇する可能性があるタンク内部の作業、蒸気発生器のドライアイスブラスト、

ショットピーニング、原子炉キャビティ内部の作業、内部汚染機器等の開放作業等について、

ショットピーニング、原子炉キャビティ内部の作業等について、検査官は事業者等が実施して運用の明確化について、検査官は事業者等が実施している空気中の放射性物質濃度の監視と管理の状況をいる空気中の放射性物質濃度の監視と管理の状況を把握する。

・空気中の放射性把握する。

(d) 上記の汚染のおそれがある区域での作業に関して、汚染の拡大防止措置である閉じ込め機能

物質濃度の監視とやバリヤが健全であること及び高性能粒子フィルタによる局所排気システムが適切に設置・管理の状況の監視運用していることも確認する。

範囲の明確化(d) 上記の汚染のおそれがある区域での作業に関して、汚染の拡大防止措置である閉じ込め機
能やバリヤが健全であること及び高性能粒子フィルタによる局所排気システムが適切に設(e) 使用済燃料プール及びその他の貯蔵施設に貯蔵されている高線量の放射化物質及び汚染物置・運用していることも確認する。
(e) 使用済燃料プール及びその他の貯蔵施設に貯蔵されている高線量の放射化物質及び汚染物品の事業者等の管理状況について、検査官はこれらの物品が不用意・不注意による使用済燃料品の事業者等の管理状況について、検査官はこれらの物品が不用意・不注意による使用済燃料

プール等からの操作・作業で、作業者の被ばくや汚染事象を防止するための、機械的措置やソプール等からの操作・作業で、作業者の被ばくや汚染事象を防止するための、機械的措置やソフトウェア的管理が講じられていることも確認する。

フトウェア的管理が講じられていることも確認する。
(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画(5) 高線量又は汚染区域の放射線作業計画
当該検査内容は、「BR0030 放射線被ばくALARA活動」検査運用ガイドと協調して検査を実施することが可能である。
a.

当該検査内容は、「ＢＲ００３０

放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動」検査運用ガイドと協調して検記載の適正化（誤記）

査を実施することが可能である。
a.

高線量区域等への立入制限、作業許可管理

高線量区域等への立入制限、作業許可管理

記載の適正化（誤高線量区域、高汚染区域や立入制限区域は作業者が不用意な立入をすることで、過大な被ばく記）

12- 134 -

高線量区域、高汚染区域や立入制限区域は作業者が不用意な立入をすることで、過大な被ばくをもたらす可能性があり、検査官はそういった場所の掲示物及び立入制限措置が適切に履行されをもたらす可能性があり、検査官はそういった場所の掲示物及び立入制限措置が適切に履行されていることを確認する。

ていることを確認する。

(a) 検査官は、高放射線区域、高汚染区域や立入制限区域に関し、事業者等が報告している作業(a) 検査官は、高放射線区域、高汚染区域や立入制限区域に関し、事業者等が報告している作業者に対する放射線安全の監視領域に関する安全実績（PI）の適合性を確認する。

者に対する放射線安全の監視領域に関する安全実績（ＰＩ）の適合性を確認する。
(b) 検査官はリスクが高放射線区域、高汚染区域や立入制限区域の事業者等の安全実績（ＰＩ）(b) 検査官は、リスクが高放射線区域、高汚染区域や立入制限区域の事業者等の安全実績（PI）
活動の状況の評価を重点に確認すること。

活動の状況の評価を重点に確認すること。
(c) 事業者等の管理基準の変更があった場合、検査官は高線量区域等について、遮へい等の規格(c) 事業者等の管理基準の変更があった場合、検査官は高線量区域等について、遮へい等の規格値に適合していること及び事業者等の管理手順書に適合していることを確認する。また、プラ値に適合していること及び事業者等の管理手順書に適合していることを確認する。また、プラントの運転状況によって変化する区域（高線量区域になるおそれのある区域）も同様に許可証

ントの運転状況によって変化する区域（高線量区域になるおそれのある区域）も同様に許可証及び手順書に適合していることを確認する。

及び手順書に適合していることを確認する。

(d) 高放射線区域等又は、作業者の被ばくリスクが高い区域になるので、掲示物による表示、立(d) 高放射線区域等は、作業者の被ばくリスクが高い区域になるので、掲示物による表示、立入

入制限措置等の管理の適切性が重要で、特に許可が無い作業者の立入ができない機械的及びソ

制限措置等の管理の適切性が重要で、特に許可がない作業者の立入ができない機械的及びソフ

フト的な措置を確認する。当該室（区域）は施錠や入口部の注意表示その他の標識等によって、ト的な措置を確認する。当該室（区域）は施錠や入口部の注意表示その他の標識等によって、許可が無い作業者が立入らない措置が講じられていることを確認する。

許可が無い作業者が立入らない措置が講じられていることを確認する。

(e) リスクが高い区域には次の区域が含まれていること。

(e) リスクが高い区域には次の区域が含まれていること。

ｱ.

ア. 放射性廃棄物処理、取扱い及び保管廃棄区域とタンク等、運転上の都合で一時的に設けら

放射性廃棄物処理、取扱い及び保管廃棄区域とタンク等、運転上の都合で一時的に設けられた事業所等内の区域。

れた区域。

ｲ.

イ. 加圧水型原子炉（PWR）の格納容器（施設）及び沸騰水型原子炉（BWR）のドライウェルは、

加圧水型原子炉（PWR）の格納容器（施設）及び沸騰水型原子炉（BWR）のドライウェルは、
全出力運転時、部分出力運転時及びプラント停止時で別の管理対策を設けている可能性があ

全出力運転時、部分出力運転時及びプラント停止時で別の管理対策を設けている可能性があ

る。

る。

ｳ.

管理が脆弱な区域としては、BWRの移動式炉内計装（TIP）制御区域、PWRのシンブル引き

ウ. 管理が脆弱な区域としては、BWRの移動式炉内計装（TIP）制御区域、PWRのシンブル引き

抜き区域、原子炉キャビティサンプ、燃料移送区域、使用済燃料プール、原子炉キャビティ、抜き区域、原子炉キャビティサンプ、燃料移送区域、使用済燃料プール、原子炉キャビティ、あるいは原子炉貯蔵ピットがあるが、それに限るものではない。レビューには、出力運転中

あるいは原子炉貯蔵ピットがあるが、それに限るものではない。レビューには、出力運転中に格納容器に入る作業者のために実施される放射線防護上の管理対策を含める。冷却材又はに格納容器に入る作業者のために実施される放射線防護上の管理対策を含める。その他、被原子炉水質の変更等がある。

ばくリスクが高くなる要因として、冷却材又は原子炉水質の変更等がある。
(6) 作業者及び放射線管理員の力量(6) 作業者及び放射線管理員の力量

当該検査内容は、「BR0030 放射線被ばくALARA活動」検査運用ガイドと協調して検査を実施する

当該検査内容は、「ＢＲ００３０

ことが可能である。

査を実施することが可能である。

a.

a.

作業者の管理区域内作業における理解度
検査官は放射線作業の計画に基づく作業を実施する作業者の放射線防護の装備、被ばく放射記載の適正化（誤放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動」検査運用ガイドと協調して検記）

作業者の管理区域内作業における理解度

記載の適正化（誤検査官は放射線作業の計画に基づく作業を実施する作業者の放射線防護の装備、被ばく放射記）

線量計測設備等を適切に装備し、作業を実施していることを現場確認する。

線量計測設備等を適切に装備し、作業を実施していることを現場確認する。

(a) 検査官は、放射線作業の計画に基づく作業を実施する作業者がどの区域で、どれくらいの(a) 検査官は放射線作業の計画に基づく作業を実施する作業者がどの区域で、どれくらいの線線量率があるかを把握し、作業、移動、待機等での滞在・作業時間、移動動線が個人被ばく

量率があるかを把握し、作業、移動、待機等での滞在・作業時間、移動動線が個人被ばく線

線量計画で設定した条件と一致していることも確認する。

量計画で設定した条件と一致していることも確認する。

(b) 作業者は、警報付き電子式個人被ばく線量計の警報設定値及び放射線作業の作業指示書等(b) 作業者は警報付き電子式個人被ばく線量計の警報設定値及び放射線作業の作業指示書等でで設定されている当該区域での滞在・作業時間及び線量限度（個人の被ばく線量限度を踏ま設定されている当該区域での滞在・作業時間及び線量限度（個人の被ばく線量限度を踏まええた残線量）を把握して作業を実施していることも確認する。

た残線量）を把握して作業を実施していることも確認する。

(c) 作業者が、警報付き個人被ばく線量計の警報設定値や管理区域滞在時間設定及び警報付き(c) 作業者が、警報付き個人被ばく線量計の警報設定値や管理区域滞在時間設定及び警報付き

個人被ばく線量計の警報が発生した場合の処置を理解して実行できることも確認する。

個人被ばく線量計の警報が発生した場合の処置を理解して実行できることも確認する。

(d) 上記の確認で、警報付き電子式個人被ばく線量計の警報が鳴動した場合の処置、手順につ(d) 上記の確認で、警報付き電子式個人被ばく線量計の警報が鳴動した場合の処置、手順につい13- 135 -

いても理解していることを検査官は作業を担当している作業者にインタビューする等してても理解していることを検査官は作業を担当している作業者にインタビューするなどして確認する。なお、作業者へインタビューする場合は、作業に支障を与えない時期に実施する確認する。なお、作業者へのインタビューする場合は、作業に支障を与えない時期に実施す

こと。

ること。
(e) 作業者の適切を欠く行動や活動を検査官が確認したら、事業者等の教育プログラム及び訓(e) 検査官は、作業者の適切を欠く行動や活動を検査官が確認したら、事業者等の教育プログ
ラム及び訓練の適切性、教育履行状況及び有効性について検査官は確認すること。
b.

練の適切性、教育履行状況及び有効性について検査官は確認すること。
b.

放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量

放射線管理員の放射線作業監視・監督に関する力量

記載の適正化（誤検査官は、作業者の管理区域内作業における放射線防護等の履行状況について、作業者の放作業者の管理区域内作業における放射線防護等の履行状況について、作業者の放射線防護装記）

射線防護装備、線量計の携帯等、放射線防護上の各措置が適切であることの確認や指導状況を備、線量計の携帯など放射線防護上の各措置が適切であることの確認や指導状況を放射線管理

放射線管理員が監視・監督していることを確認する。

員が監視・監督していることを検査官は確認する。

(a) 放射線管理員が監視・監督を担当する作業について、放射線作業の計画や放射線作業の指(a) 放射線管理員は監視・監督を担当する作業について、放射線作業の計画や放射線作業の指示書等で定めている管理対策及び管理制限を理解し、当該作業に関する経験、知識及び訓練

示書等で定めている管理対策及び管理制限を理解し、当該作業に関する経験、知識及び訓練（放射線被ばく事故に対する対応も含む）が実施され、放射線管理員としての力量が適切で（放射線被ばく事故に対する対応も含む）が実施され、放射線管理員としての力量が適切であることを事業者等は確認し、認定していることを確認する。

あることを事業者等は確認し、認定していることを確認する。

(b) 検査官は放射線管理員による放射線サーベイの実施状況を観察する。校正された測定器の(b) 検査官は放射線管理員による放射線サーベイの実施状況を観察する。校正された測定器の使用、使用前の線源によるチェック等で健全性を確認し、測定を実施していることも確認す

使用、使用前の線源によるチェック等で健全性を確認し、測定を実施していることも確認する。

る。

(c) 放射線管理員の現場活動として、作業エリアのサーベイ状況について、適切な測定器、適(c) 放射線管理員の現場活動として、作業エリアのサーベイ状況について、適切な測定器、適切なメッシュの適用による測定が実施され、放射線管理員としての力量があることも確認す

切なメッシュの適用による測定が実施され、放射線管理員としての力量があることも確認する。

る。

(d) 現場等の放射線作業において、放射線管理員が監視・監督の行為に不適切な状況を検査官(d) 現場等の放射線作業において、放射線管理員が監視・監督の行為に不適切な状況を検査官が確認した場合は、検査官は事業者等の放射線管理員としての力量認定のプロセスについてが確認した場合は、検査官は事業者等の放射線管理員としての力量認定のプロセスについて

確認する。

確認する。

(e) 検査官は、被ばくリスクの高い作業を担当する協力会社のTBM（Tool Box Meeting）に同(e) 検査官は、被ばくリスクの高い作業を担当する協力会社のTBM（Tool Box Meeting）に同席席し、放射線管理員の指示事項の内容が現状の作業状況に適合しているかを確認し、放射線

し、放射線管理員の指示事項の内容が現状の作業状況に適合しているかを確認し、放射線管管理員としての力量を把握する。

理員としての力量を把握する。

5.3 現場ウォークダウンを行う際の視点(1) 巡視点検前に、巡視点検対象エリアのサーベイマップから空間線量率の変化状況を把握し、巡視点
検では、自ら放射線測定器（サーベイメータ）による測定を実施し、事業者等が実施している放射線モニタリングのデータと比較しておく必要がある。
(2) 巡視点検では前回の巡視との相違点を常に把握することを心がけ、事業者等の変化、変更に関する事業者の活動状況も確認する必要がある。放射性物質（線源）を内包する配管やタンク等は、その近傍での作業では、遮へい体を設置して、被ばく線量低減を実施していることが確認されるが、作業終了後に当該遮へい体が外され、思わぬ線量率が上昇していることがある。
(3) 高線量区域の巡視や比較的高い空間線量率の巡視においても、事業者等が行うサーベイによる線量率を確認し、事業者等の管理値（区域管理）を超える場所での表示について作業者が視認できることも評価すべきである。
(4) 現場確認において、仮置きされている管理されていない物品や識別された放射性物質の有無についても確認し、その表面線量についても確認する。

5.3

現場ウォークダウンを行う際の視点(1) 巡視点検前に、巡視点検対象エリアのサーベイマップから空間線量率の変化状況を把握し、巡視点
検では、自ら放射線測定器（サーベイメータ）による測定を実施し、事業者等が実施している放射線モニタリングのデータと比較しておく必要がある。
(2) 巡視点検では前回の巡視との相違点を常に把握することを心がけ、事業者等の変化、変更に関する活動状況も確認する必要がある。放射性物質（線源）を内包する配管やタンクなどは、その近傍での作業では、遮へい体を設置して、被ばく線量低減を実施していることが確認されるが、作業終了後に当該遮へい体が外され、思わぬ線量率が上昇していることがある。
(3) 高線量区域の巡視や比較的高い空間線量率の巡視においても、事業者等が行うサーベイによる線量率を確認し、事業者等の管理値（区域管理）を超える場所での表示について作業者が視認できることも評価すべきである。
(4) 現場確認において、仮置きされている管理されていない物品や識別された放射性物質の有無についても確認し、その表面線量についても確認する。
14- 136 -

記載の適正化（誤記）

(5) 定期点検やプラントの運転状態によって、作業者が被ばくする放射性物質（線源）中心位置の状況(5) 定期点検やプラントの運転状態によって、作業者が被ばくする放射性物質（線源）中心位置の状況

や高さ方向での線量の違いを把握し、局部被ばくとなる線源中心の位置を把握すべきである。

や高さ方向での線量の違いを把握し、局部被ばくとなる線源中心の位置を把握すべきである。

(6) 汚染のおそれのある作業エリアでの管理状況について、作業者の放射線防護の装備、放射線監視員(6) 汚染のおそれのある作業エリアでの管理状況について、作業者の放射線防護の装備、放射線監視員の管理の状況を確認し、作業計画で指定されている監視方法を確認するとともに監視員不在の場合の管理の状況を確認し、作業計画で指定されている監視方法を確認するとともに監視員不在の場合の対応状況についても把握しているべきである。

の対応状況についても把握しているべきである。
(7) 作業によって汚染した粉じんが舞う作業エリアでの隔離状況及び連続監視モニタの設置状況、測定(7) 作業によって汚染した粉じんが舞う作業エリアでの隔離状況及び連続監視モニタの設置状況、測定設備の設置状況（検出限界を考慮した）を確認する。

設備の設置状況（検出限界を考慮した）を確認する。
(8) 放射線監視計装で、サンプル採取の方法を確認し、適切な対応（コンタミの防止や試料の識別）を(8) 放射線監視計装で、サンプル採取の方法を確認し、適切な対応（コンタミの防止や試料の識別）を実施していることを確認する。

実施していることを確認する。
(9) 作業者の個人被ばく線量測定器がその場の作業で必要なタイプの物を使用していることを確認す(9) 作業者の個人被ばく線量測定器がその場の作業で必要なタイプの物を使用していることを確認する。また、作業エリア入口付近での識別も併せて確認する。

る。また、作業エリア入口付近での識別も併せて確認する。

(10) 粒子状の浮遊塵の測定結果の確認では、分析測定装置（核種分析測定装置）の核種分析結果を入手(10) 粒子状の浮遊塵の測定結果の確認では、分析測定装置（核種分析測定装置）の核種分析結果を入手

し、スペクトルの状況や測定条件が要求される検出限界を満足した結果であることを確認する。

し、スペクトルの状況や測定条件が要求される検出限界を満足した結果であることを確認する。

(11) サーベイメータ等の測定機器が校正され、使用可能であることの識別表示を確認し、適切な管理の(11) サーベイメータなどの測定機器が校正され、使用可能であることの識別表示を確認し、適切な管理下、貸し出しや返却が実施されていることを確認する。
6の下、貸し出しや返却が実施されていることを確認する。
参考資料

記載の適正化（誤(1) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示(1) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示

記）(2) 「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月27日（平成元年３月２７日(2) 「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」

6.

参考資料

原子力安全委員会了承）

原子力安全委員会了承）(3) 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」(3) 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」
a. 全ベ－タ放射能測定法 昭和51年９月（２訂）a.

全ベ－タ放射能測定法 昭和 51年 9月（2訂）b. NaI（Tl）シンチレ－ションスペクトロメ－タ機器分析法 昭和49年１月b.

NaI（Tl）シンチレ－ションスペクトロメ－タ機器分析法 昭和 49年 1月

c. ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリ－ 平成４年８月（３訂）c.

ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリ－ 平成 4年 8月（3訂）d. 緊急時における放射性ヨウ素測定法 平成14年７月（１訂）d. 緊急時における放射性ヨウ素測定法 平成 14年 7月（1訂）e. 空間γ線スペクトル測定法 平成２年２月

e.

空間γ線スペクトル測定法 平成 2年 2月(4) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格］に収録されている規格(4) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）(5) 経済産業省の「放射能測定器及び放射線測定器等の校正」(5) 経済産業省の「放射能測定器及び放射線測定器等の校正」(6) 個人モニタリング指針（JEAG4610-2015）(6) 個人モニタリング指針（ＪＥＡＧ４６１０－２０１５）

7.

○改正履歴

改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要
施行
○運用の明確化①事業者等の安全活動の事例の追加（5.2 検査を実施する上での手

備考

改訂履歴

改訂

改訂日

0

2020/04/01（新設）

引き及び関連する留意事項）②空気中の放射性物質濃度の監視と15- 137 -

改訂の概要

備考

施行
改正に伴う修正

管理の状況の監視範囲の明確化（5.2検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項）○記載の適正化

表1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

規則名
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 73 条及び第 74 条

試験研究用等原子炉施設試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第７条及び第８条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第９条及び第 10 条

加工施設

核燃料物質の加工の事
業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事
業に関する規則第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 27 条及び第 28 条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

第 53 条及び第 54 条

第 14 条及び第 15 条

第２条の 11 の４から第２条の 11 の６まで

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第９号，第11 号及び第 12 号並びに同条第３項第８号，第 10号及び第 11 号
第 87 条第１項第９号，第11 号及び第 12 号並びに同条第３項第９号，第 11号及び第 12 号
第 15 条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第８号，第 10号及び第 11 号
第 17 条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第９号，第 11号及び第 12 号
第８条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第９号，第 11号及び第 12 号
第 37 条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第８号，第 10号及び第 11 号
第 34 条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第８号，第 10号及び第 11 号
第 63 条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第８号，第 10号及び第 11 号
第 20 条第１項第７号，第７号及び第 11 号並びに同条第２項第７号，第９号及び第 11 号
第２条の 12 第１項第６号，第７号及び第９号並びに同条第２項第８号，第 10 号及び第 11 号

原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

規則名
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

記載の適正化（誤保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 73 条及び第 74 条

試験研究用等原子炉施設試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第７条及び第８条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 9 条及び第 10 条

加工施設

核燃料物質の加工の事
業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事
業に関する規則第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第２７条及び第 28条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋
設施設

使用施設等

16

- 138 -

第５３条及び第５４条

第 14 条及び第 15 条

第２条の１１の４から第２条の１１の 6まで

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 8 号，第 10号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，第11 号及び第１２号並びに同条第 3 項第 9 号，第11 号及び第１２号
第 15 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号
及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号
第 34 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号
及び第 11 号
第 63 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 8 号，第 10 号
及び第 11 号
第 20 条第 1 項第 7 号，第7 号及び第 11 号並びに同条第２項第 8 号，第 10 号
及び第 11 号
第 2 条の 12 第 1 項第 6号，第 8 号及び第 9 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号記）

表２ 関連する技術基準規則条項

表2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

記載の適正化（誤原子力施設の種別

技術基準規則条項記）

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第９条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

表 3 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

記載の適正化（誤本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

記）

01 実用炉01 実用炉

ID
01

検査項目

検査頻
度

放射線被ばくの管理

１年

サンプル数 合計時間[h]

検査体制

ID
01

６

170

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

6

170

日常

放射線被ばくの管理※実施時期は放射線作業の管理及び放射線作業の実施状況を直接観察ができる定期検査中（原子炉停止中）※実施時期は放射線作業の管理及び放射線作業の実施状況を直接観察ができる定期検査中（原子炉停止中） の時期に実施することが望まれる。
の時期に実施することが望まれる。
02 研開炉ID

02 研開炉ID01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

６

170

日常

01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

6

170

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

10

285

日常

03 試験炉ID

03 試験炉ID01

検査項目
放射線被ばくの管理（熱出力500kw以上※１）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

10

285

日常

放射線被ばくの管理
１年
５
145
日常
（熱出力500kw以上※２）
03 放射線被ばくの管理
１年
２
60
日常
（熱出力500kw未満）※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの
02

01

検査項目
放射線被ばくの管理（熱出力500kw以上※１）

放射線被ばくの管理
日常
1年
5
145
（熱出力500kw以上※２）
03 放射線被ばくの管理
日常
1年
2
60
（熱出力500kw未満）※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの
02※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの
04 再処理ID

04 再処理
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

01

検査項目
放射線被ばくの管理17- 139 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

6

170

日常

01

放射線被ばくの管理

１年

６

170

日常
05 加工
ID

05 加工
ID

検査項目
検査頻度
サンプル数
合計時間[h]検査体制
01 放射線被ばくの管理
１年
４
120
日常
（MOX加工）02 放射線被ばくの管理
１年
10
285
日常
（ウラン加工）※重大事故の要求はないものの大規模損壊対処の要求がある施設は、チーム検査の検査量

検査項目
検査頻度
サンプル数
合計時間[h]検査体制
01 放 射 線 被 ば く の 管 理
日常
1年
4
120
（MOX加工）02 放射線被ばくの管理
日常
1年
10
285
（ウラン加工）※重大事故の要求はないものの大規模損壊対処の要求がある施設は、チーム検査の検査量の一部を日常検査に計上しサンプル数を設定する。

の一部を日常検査に計上しサンプル数を設定する。
06 貯蔵
ID

06 貯蔵
ID
01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

60

日常

01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

60

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

60

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

30

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

60

日常

07 管理
ID

07 管理
ID
01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

60

日常

01

検査項目
放射線被ばくの管理

08 埋設
ID

08 埋設
ID
01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

１

30

日常

01

検査項目
放射線被ばくの管理

09 使用（政令該当）ID

09 使用（政令該当）
ID
01

検査項目
放射線被ばくの管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

60

日常

01

検査項目
放射線被ばくの管理18- 140 -

基本検査運用ガイド
放射線被ばく評価及び個人モニタリング（新旧対照表）1- 141 -

（下線部分が改正部分）
改

1

2

正

案

改

正

後

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射線被ばく評価及び個人モニタリング

放射線被ばく評価及び個人モニタリング（BR0020_r1）（BR0020_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「放射線安全」

大分類：「放射線安全」

記）

小分類：
「従業員に対する放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」

検査目的

2.

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。
）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１

記）

第61条の２の２第１項第４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される、管理区域への立入制限等、線量安のための措置に係る規則条項で規定される、管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線等に関する措置（以下「線量等に関する措置」という。）及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行所等」という。
）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置（以下「機能の保全の措われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線置」という。
）に係る放射線被ばく評価並びに個人モニタリングの活動状況を確認する。当該事項は、法

被ばく評価並びに個人モニタリングの活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで第61条の２の２第１項第３号イで規定される事項（保安規定）のうち、表１に示す保安規定記載事項に規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設

また、法第61条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原子の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関

力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管連する基準への遵守状況を確認する。

理に関連する基準への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとにも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものと

する。

する。
3

検査要件
3.1 検査対象

3.

検査要件
3.1 検査対象

この検査を実施するに当たり、原子力検査官（以下「検査官」という。
）は事前に作業者に対する放この検査を実施するに当たり、原子力検査官（以下「検査官」という。
）は事前に作業者に対する放射線安全の監視領域に関する事業者の安全実績指標（PI）の全てを確認する。また、事業者等の放射射線安全の監視領域に関する事業者の安全実績指標（ＰＩ）の全てを確認する。また、事業者の放射線防護プログラムの改善状況、前回の検査以降の当該監視領域に関する状況報告を確認しておくべき線防護プログラムの改善状況、前回の検査以降の当該監視領域に関する状況報告を確認しておくべきである。事業者の放射線被ばく評価の状況や個人モニタリング設備の校正状況を検査官が直接観察でである。事業者の放射線被ばく評価の状況や個人モニタリング設備の校正状況を検査官が直接観察できる時期が検査対象になりうるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それらきる時期が検査対象になりうるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とする。サンプリング選定に対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とする。サンプリング選定に関しては、代表的な放射線被ばく評価の観点で、作業者の被ばくリスクが高い評価並びに、緊急時（ト

関しては、代表的な放射線被ばく評価の観点で、作業者の被ばくリスクが高い評価並びに、緊急時（ト2- 142 -

記載の適正化（誤記）

ラブルや事故対応）の作業計画の重要度を考慮することとし、以下の項目について検査を実施する。

ラブルや事故対応）の作業計画の重要度を考慮することとし、以下の項目について検査を実施する。

(1) 事業者等の個人モニタリングの基本特性(1) 事業者の個人モニタリングの基本特性(2) 外部被ばく評価手法(2) 外部被ばく評価手法(3) 内部被ばく評価手法(3) 内部被ばく評価手法(4) 特別な被ばく評価の手法(4) 特別な被ばく評価の手法(5) 特別な線量測定状況(5) 特別な線量測定状況(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。た検査は、表3の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

だし、検査対象施設の設置若しくは事業の許可又は事業の指定に係る内容の変更や放射線管理に記）

同表の頻度に関わらず検査を実施することが望ましい。
4.

検査手順
4.1 検査前準備

検査手順
4.1 検査前準備

本検査の実施前に事業者等の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に確認し、検査で確認す

本検査の実施前に事業者の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に確認し、検査で確認すべべき方向性や視点を定めて、検査を実施すること。本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検き方向性や視点を定めて、検査を実施すること。本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検査

査前準備事項を以下に記載する。また、検査対象（サンプル）の選定では、事業者等のパフォーマン

前準備事項を以下に記載する。また、検査対象（サンプル）の選定では、事業者のパフォーマンスにスに関する知見を得るためであり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い関する知見を得るためであり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野分野に集中し設定する。

に集中し設定する。

4.2 検査実施

4.2 検査実施

検査実施に当たっては、作業者の放射線被ばく評価における以下の個人モニタリングの手法につい検査実施に当たっては、作業者の放射線被ばく評価における以下の個人モニタリングの手法について、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により要求仕様との整合性及び評価プログラて、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により要求仕様との整合性及び評価プログラ

ムの適切性を確認する。

ムの適切性を確認する。

(1) 事業者等の個人モニタリングの基本特性(1) 事業者の個人モニタリングの基本特性a.

放射線モニタリングする各測定機器・設備等の特性(2) 外部被ばく評価手法a.

エリア放射線モニタ、電子式個人被ばく線量計等の適切な配備・保有・維持管理(3) 内部被ばく評価手法
a.

体外計測法

a.

a.

バイオアッセイ法a.

空気中放射性物質濃度評価法

エリア放射線モニタ、電子式個人被ばく線量計等の適切な配備・保有・維持管理(3) 内部被ばく評価手法
a.

体外計測法
事業者の内部被ばく評価における評価の手順書やその対応整備(4) 特別な被ばく評価の手法
a.

事業者等のバイオアッセイ法に関する評価手順の有無
b.

放射線モニタリングする各測定機器・設備等の特性(2) 外部被ばく評価手法

事業者等の内部被ばく評価における評価の手順書やその対応整備(4) 特別な被ばく評価の手法

記）※記載位置の変更（表２から転係るマニュアル変更等により、事業者等の放射線安全に関する活動が大きく変更された場合には4記載の適正化（誤バイオアッセイ法
事業者のバイオアッセイ法に関する評価手順の有無

b.

空気中モニタリングに基づいた内部被ばく評価における適切性や測定・評価等の手順とその実

空気中放射性物質濃度評価法
空気中モニタリングに基づいた内部被ばく評価における適切性や測定・評価等の手順とその実

施状況

施状況
3

- 143 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤
記）

c.

c.

核種分析手法内部被ばく評価における核種定量判断の正確性

内部被ばく評価における核種定量判断の正確性(5) 特別な線量測定状況(5) 特別な線量測定状況a.

放射線業務従事者（女子も含む）への法的対応

a.

放射線業務従事者（女子も含む）への法的対応b.

局部被ばく評価についての適切性b.

局部被ばく評価についての適切性c.

個人被ばく線量の（実効線量）記録方法c.

個人被ばく線量の（実効線量）記録方法(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法a.

緊急作業従事者の選定マニュアルの適切性と作業者の緊急時被ばく線量の管理・手法

a.

緊急作業従事者の選定マニュアルの適切性と作業者の緊急時被ばく線量の管理・手法b.

事故時対応における緊急時被ばく線量限度の管理手法b.

事故時対応における緊急時被ばく線量限度の管理手法

4.3

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

正処置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正

正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が不適合管理等において適切(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

事業者等の被ばく管理対策に関する不十分な活動は、作業者が過度の被ばくを受ける可能性が高くなる。この安全実績指標（PI）として報告すべき事業者等の活動の弱点を明らかにすること。
作業者の個人被ばく線量や被ばく管理対策に必要な個人モニタリング設備が、適切な評価や測定に関して必要な精度があることや使用可能であることを判断する。
作業者の放射線被ばく実績について、事業者等が実施している個人被ばく線量の実効線量を算出するための方法と精度の適切性を判断する。
作業者の被ばく線量評価が適切に実施され、事業者等が作業者の個人被ばく限度（緊急時被ばく線
量限度も含む）を超えない管理及び作業監視を実施していることを確認する。
5.2 検査前準備に係る留意事項(1) 事業者等の個人モニタリングの基本特性a.

に処理されていることを確認する。
5.

5.1 基本事項

検査官は、内部被ばくと外部被ばくの線量測定に関する放射線防護プログラムに関する事業

検査手引
5.1

基本事項

事業者等が被ばく評価の一部を委託している場合は、検査官は、事業者等がその契約業者の認d.

検査官は、事業者等の外部被ばく線量の評価、内部被ばく線量の評価、放射線異常事象の評価

作業者の個人被ばく線量や被ばく管理対策に必要な個人モニタリング設備が、適切な評価や測定に関して必要な精度があることや使用可能であることを判断する。
作業者の放射線被ばく実績について、事業者が実施している個人被ばく線量の実効線量の算出するための方法と精度の適切性を判断する。
作業者の被ばく線量評価が適切に実施され、事業者は作業者の個人被ばく限度（緊急時被ばく線量限度も含む）を超えない管理及び作業監視を実施していることを確認する。
5.2 検査前準備に係る留意事項(1) 事業者の個人モニタリングの基本特性
a.

の内部監査結果を確認し、把握しておくこと。
b.

事業者が被ばく評価の一部を委託している場合、検査官は事業者がその契約業者の認定している状況について確認し、技術レベル等を把握する。

c.

検査官は、事業者の外部被ばく線量の評価、内部被ばく線量の評価、放射線異常事象の評価及び線量測定を含む線量測定作業に関連するマニュアル・手順書の内容と改訂履歴を確認し、レビ

ビュー状況を把握する。

ュー状況を把握する。
d.

認し、把握する。
e.

検査官は内部被ばくと外部被ばくの線量測定に関する放射線防護プログラムに関する事業者

及び線量測定を含む線量測定作業に関連するマニュアル・手順書の内容と改訂履歴を確認し、レ検査官は、事業者等が施設に設置又は保有する代表的な放射線計装設備の基本特性仕様を確
上記の放射線計装設備の点検・校正記録を確認し、把握する。

記）る。この安全実績指標（ＰＩ）として報告すべき事業者の活動の弱点を明らかにすること。

定している状況について確認し、技術レベル等を把握する。
c.

記載の適正化（誤事業者の被ばく管理対策に関する不十分な活動は、作業者が過度の被ばくを受ける可能性が高くな者等の内部監査結果を確認し、把握しておくこと。
b.

記載の適正化（誤処置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是

検査手引

問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正 記）(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是5

核種分析手法

検査官は事業者が施設に設置又は保有する代表的な放射線計装設備の基本特性仕様を確認し、
把握する。

e.

上記の放射線計装設備の点検・校正記録を確認し、把握する。

4- 144 -

記載の適正化（誤記）

(2) 外部被ばく評価手法a.

電子式個人被ばく線量計の誤動作や作業者側の取扱のミス（落下、衝撃等）による不適合等に(2) 外部被ばく評価手法a.

ついて、事業者等の不適合管理記録を確認し、その発生の頻度による兆候や傾向を把握する。
b.

事業者等が是正処置を実施している場合は、不適合内容についても、３～５件の不適合事象を電子式個人被ばく線量計の誤動作や作業者側の取扱のミス（落下、衝撃等）による不適合等について、事業者の不適合管理記録を確認し、その発生の頻度による兆候や傾向を把握する。

b.

事業者が是正処置を実施している場合、不適合内容についても、３～５件の不適合事象を選定

選定し、事業者等の不適合管理システム（プログラム）によって、実施した是正内容について確し、事業者の不適合管理システム（プログラム）によって、実施した是正内容について確認し、認し、把握する。

把握する。

(3) 内部被ばく評価手法
a.

体外計測法

(3) 内部被ばく評価手法
a. 体外計測法

事業者等の内部被ばく評価において、ホールボディ測定装置を使用する場合、体内に摂取した事業者の内部被ばく評価において、ホールボディ測定装置を使用する場合、体内に摂取した核核種から被ばく線量を評価する手順について、検査官は、事業者等の手順及び要領について確認

種から被ばく線量を評価する手順について検査官は事業者の手順及び要領について確認し、把握し、把握する。

する。

また、当該検査対象において、作業者が内部被ばくした事例がある場合はホールボディ測定装

また、当該検査対象において、作業者が内部被ばくした事例がある場合はホールボディ測定装

置の測定結果事例を３～５件選定し、その評価状況を確認する。
(4) 特別な被ばく評価の手法
a.

バイオアッセイ法

置の測定結果事例を３～５選定し、その評価状況を確認する。
(4) 特別な被ばく評価の手法
a.

バイオアッセイ法

事業者等が作業者の内部被ばくをバイオアッセイ法にて評価している事例がある場合は、実施

事業者が作業者の内部被ばくをバイオアッセイ法にて評価している事例がある場合、実施事例事例２件を選定し、サンプル収集から内部に滞留する放射性物質の核種、量を決定する過程の評

２件を選択し、サンプル収集から内部に滞留する放射性物質の核種、量を決定する過程の評価の価の状況を確認し、その内容を把握する。

状況を確認し、その内容を把握する。

b.

空気中放射性物質濃度評価法b.

空気中放射性物質濃度評価法

検査官は、事業者等の空気中モニタリングに基づき、作業者が放射性物質の摂取による内部被検査官は事業者の空気中モニタリングに基づき、作業者が放射性物質の摂取による内部被ばく

ばくの評価事例について、１～２件の事例を選定し、その測定・評価結果を確認し、評価内容をの評価事例について、１～２件の事例をサンプリングし、その測定・評価結果を確認し、評価内把握する。

容を把握する。

c.

核種分析手法c.

核種分析手法

検査官は、内部被ばくの評価で、事業者が核種分析手法による評価する場合は、事業者の手順

検査官は内部被ばくの評価で、事業者が核種分析手法による評価する場合は、事業者の手順にに基づき設備が校正されている記録を確認し、評価部位とその核種に関する状況を把握する。
(5) 特別な線量測定手法
a.

検査官は、事業者等が原子力規制庁に報告している作業者の被ばく線量実績を確認し、検査対基づき設備が校正されている記録を確認し、評価部位とその核種に関する状況を把握する。
(5) 特別な線量測定手法
a.

象施設で活動する女子を含む作業者の被ばく線量の評価頻度及び実績を把握する。
b.

検査官は作業者が不均等の被ばくのおそれがある場所での作業や高線量の勾配が存在する作

検査官は事業者が原子力規制庁に報告している作業者の被ばく線量実績を確認し、検査対象施設で活動する女子を含む作業者の被ばく線量の評価頻度及び実績を把握する。

b.

検査官は作業者が不均等の被ばくのおそれがある場所での作業や高線量の勾配が存在する作業エリアで作業をする場合の外部被ばくを監視するための事業者の処置・方法について確認し、業エリアで作業をする場合の外部被ばくを監視するための事業者の処置・方法について確認し、

把握する。

把握する。

c.

中性子線による被ばく線量評価について、検査官は中性子線被ばくの可能性がある場合はそc.

中性子線による被ばく線量評価について、検査官は中性子線被ばくの可能性がある場合はそのの評価結果を確認し、把握する。

評価結果を確認し、把握する。

(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法a.

事業者等は、緊急作業従事者の要件、選定、意思確認、教育訓練、緊急作業従事者の線量管理

a.

事業者は緊急作業従事者の要件、選定、意思確認、教育訓練、緊急作業従事者の線量管理及び及び健康管理に関する事項をマニュアルに定めているので、検査官は当該内容を確認し、選定状

健康管理に関する事項をマニュアルに定めているので、検査官は当該内容を確認し、選定状況を況を把握する。

把握する。

5.3 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 事業者等の個人モニタリングの基本特性

5.3 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 事業者の個人モニタリングの基本特性

検査官は、事業者等が施設に設置又は保有する放射線計装設備について、放射線をモニタリング
する各測定機器の特性が、正確な結果を提供できる設備となっていることを確認する。

検査官は事業者が施設に設置又は保有する放射線計装について、放射線モニタリングする各測定機器の特性が、正確な結果を提供できる設備となっていることを確認する。
5- 145 -

記載の適正化（誤記）

a.

検査官は、事業者等の核種分析能力として、分析機器での核種定量が難しい核種の同定につa.

検査官は事業者の核種分析能力として、分析機器での核種定量が難しい核種の同定について、

いて、事業者の放射線管理部門の職員が分析する対象物の放射性核種構成比率等からの推定核種

事業者の放射線管理部門の職員が分析する対象物の放射性核種構成比率等からの推定核種の定の定量を可能とするプログラムを理解し、活用していることを確認する。

量を可能とするプログラムを理解し、活用していることを確認する。

b.

作業者がα核種等の放射性物質を体内に取込んだ場合、被測定者と測定器の特性に応じた被b.

作業者がα核種等の放射性物質を体内に取込みをした場合、被測定者と測定器の特性に応じばく評価手法について、事業者等は校正された係数を保有し、その評価性能を把握し、緊急時にた被ばく評価手法について、事業者は校正された係数を保有し、その評価性能を把握し、緊急時使用可能（評価可能）であることを検査官は確認すること。

に使用可能（評価可能）であることを検査官は確認すること。

(2) 外部被ばく評価手法(2) 外部被ばく評価手法

検査官は作業者の被ばく線量を計測するエリア放射線モニタや警報付き電子式個人被ばく線量

検査官は作業者の被ばく線量を計測するエリア放射線モニタや警報付き電子式個人被ばく線量計について、検査対象の施設に適合した測定器を事業者が配備及び保有していることを確認する。

計について、検査対象の施設に適合した測定器を事業者が配備及び保有していることを確認する。

また、検査官は、事業者等が保有する個人モニタリング設備が適切な維持管理を実施しているこ

また、検査官は事業者が保有する個人モニタリング設備が適切な維持管理を実施していることをとを確認する。

確認する。

a.

a.

警報付き電子式個人被ばく線量計の各センサーの特徴を踏まえ、計測対象であるα線、β線、

警報付き電子式個人被ばく線量計の各センサーの特徴を踏まえ、計測対象であるα線、β線、γ線、中性子線とそのエネルギーバンドを考慮した測定（人体からの反射影響も含む）が検査対

γ線、中性子線とそのエネルギーバンドを考慮した測定（人体からの反射影響も含む）が検査対象の施設における出現核種（想定核種含む）と整合した測定器であることを検査官は確認する。

象の施設における出現核種（想定核種含む）と整合した測定器であることを検査官は確認する。

b.

検査官は事業者等の個人モニタリング設備の維持管理として、個人線量計（TLD、OSL、ガラb.

検査官は事業者の個人モニタリング設備の維持管理として、個人線量計（ＴＬＤ、ＯＳＬ、

スバッジ）は以下の管理が実施されていることを確認する。

ガラスバッジ）は以下の管理が実施されていることを確認する。

(a) 使用前の点検や使用前の保管状況を確認する。

(a) 使用前の点検や使用前の保管状況を確認する。

(b) 同線量計の保管（計測を必要としない場合）は低線量区域に保管されていること。

(b) 同線量計の保管（計測を必要としない場合）は低線量区域に保管されていること。

(c) 上記の個人線量計を使用しない場合の管理（コントロールバッジの運用も含む）と保管や(c) 上記の個人線量計を使用しない場合の管理（コントロールバッジの運用も含む）と保管や保保管場所に関する注意事項は提供を受けた作業者に周知されていること。
c.

検査官は事業者等が配備している電子式個人被ばく線量計（警報機能付き）の点検・校正（値管場所に関する注意事項は提供を受けた作業者に周知されていること。
c.

付け含む）が適切に実施されていることや以下の状況を把握し、管理が適切であることを確認

け含む）が適切に実施されていることや以下の状況を把握し、管理が適切であることを確認すする。
（製造メーカの推奨の点検・校正に準拠していること。
）

る。（製造メーカの推奨の点検・校正に準拠していること。）(a) 電子式個人被ばく線量計と線量率計の測定値の相違に関して、電子式個人被ばく線量計の(a) 電子式個人被ばく線量計と線量率計の測定値の相違に関して、電子式個人被ばく線量計の補正が技術的原理に基づき適切に実施されていることを確認する。

補正が技術的原理に基づき適切に実施されていることを確認する。

(b) 電子式個人被ばく線量計と個人線量計の測定値の差を把握している事業者等は、その許容(b) 電子式個人被ばく線量計と個人線量計の測定値の差を把握している事業者は、その許容範範囲を超えた場合に、事業者等はその原因の調査・検証を実施していること。
（不適切な線量囲を超えた場合に事業者はその原因の調査・検証を実施していること。
（不適切な線量計の携計の携帯がないかを測定結果より評価できること。
）また、電子式個人被ばく線量計及び個人

帯が無いかを測定結果より評価できること。）また、電子式個人被ばく線量計及び個人線量計

線量計の測定結果が正確に評価されていることも確認する。また、記録を保管していること。

の測定結果が正確に評価されていることも確認する。また、記録を保管していること。

(3) 内部被ばく評価手法a.

検査官は事業者が配備している電子式個人被ばく線量計（警報機能付き）の点検・校正（値付

体外計測法(3) 内部被ばく評価手法
a.

体外計測法

事業者等の内部被ばく評価では、放射線物質の摂取によって内部被ばくした作業者の身体汚染事業者の内部被ばく評価では、放射線物質の摂取によって内部被ばくした作業者の身体汚染のの有無の評価や摂取ルート（経口、吸入、その他）等の評価条件を定め、評価できる手順書が制有無の評価や摂取ルート（経口、吸入、その他）等の評価条件を定め、評価できる手順書が制定

定され、内部被ばく事象が発生した場合の対応が整備されていることを確認する。

され、内部被ばく事象が発生した場合の対応が整備されていることを確認する。

(a) 作業者の内部被ばく評価の条件として、事業者等がホールボディ測定装置での定期的な測(a) 作業者の内部被ばく評価の条件として、事業者がホールボディ測定装置での定期的な測定定をしている場合は、その頻度が定められた期間で実施していることや代替え（定期的な測をしている場合は、その頻度が定められた期間で実施していることや代替え（定期的な測定定ができない被検者の場合）の手法によって事業者等が評価していることを検査官は確認すが出来ない被検者の場合）の手法によって事業者が評価していることを検査官は確認する。

る。また、高線量エリアでの作業において、誤って摂取する可能性のある核種の生物学的半また、高線量エリアでの作業において、誤って摂取する可能性のある核種の生物学的半減期減期を考慮した頻度が設定されていること。

を考慮した頻度が設定されていること。

(b) 事業者等の内部被ばく評価をホールボディ測定装置で行うための条件（バックグラウン(b) 事業者の内部被ばく評価をホールボディ測定装置で行うための条件（バックグラウンド、

ド、計測時間）、分析プログラム（核ライブラリーによる核種定量と検出核種の装置効率）を

計測時間）、分析プログラム（核ライブラリーによる核種定量と検出核種の装置効率）を確認確認する。また、内部被ばく評価をホールボディ測定装置だけで実施する場合、トリチウムする。また、内部被ばく評価をホールボディ測定装置だけで実施する場合、トリチウム等の6- 146 -

等の HTD 核種の摂取についての説明状況についても確認する。
(c) 内部被ばくの評価で、ホールボディ測定装置以外の方法にて、体内に摂取した放射性物質(c) 内部被ばくの評価で、ホールボディ測定装置以外の方法にて、体内に摂取した放射性物質による被ばく評価をする場合は、当該測定装置の検出感度及び検出結果のレスポンスを事業による被ばく評価をする場合は、当該測定装置の検出感度及び検出結果のレスポンスを事業者等は確認し、体内に残留する放射性物質の存在率を踏まえた被ばく評価手法が選定され、者は確認し、体内に残留する放射性物質の存在率を踏まえた被ばく評価手法が選定され、評評価されることも検査官は確認する。

価されることも検査官は確認する。

(4) 特別な被ばく評価の手法a.

ＨＴＤ核種の摂取についての説明状況についても確認する。

バイオアッセイ法(4) 特別な被ばく評価の手法
a.

バイオアッセイ法

事業者等の放射性物質の摂取による内部被ばく評価をバイオアッセイ法で実施する場合は、事作業者が放射性物質の摂取による内部被ばく評価をバイオアッセイ法で実施する場合、事業者

業者が、内部に滞留する放射性物質の核種、量を評価するための手順を定めていることを検査官が、内部に滞留する放射性物質の核種、量を評価するための手順を定めていることを検査官は確は確認する。

認する。

また、内部被ばく事象が発生した場合は、定められた手順に従い、サンプル収集と保管及び摂また、内部被ばく事象が発生した場合、定められた手順に従い、サンプル収集と保管及び摂取取ルート及び摂取量の評価条件の指定を定めていることも確認する。

ルート及び摂取量の評価条件の指定を定めていることも確認する。

(a) バイオアッセイ法を専門業者に事業者等が評価を依頼している場合は、事業者等が実施し(a) バイオアッセイ法を専門業者に事業者が評価を依頼している場合、事業者が実施した専門

た専門業者に対する監査結果やクロスチェックの状況を検査官は確認し、評価で許容範囲

業者に対する監査結果やクロスチェックの状況を検査官は確認し、評価で許容範囲（摂取判（摂取判定や異常検知）を超えた結果の場合の処置の評価プロセスを確認する。

定や異常検知）を超えた結果の場合の処置の評価プロセスを確認する。
(b) 事業者は事象が発生した場合、同手順に従い、サンプル収集と保管及び摂取ルート及び摂(b) 事業者等は事象が発生した場合は、同手順に従い、サンプル収集と保管及び摂取ルート及び摂取量の評価条件の指定を定めていることも検査官は確認する。
b. 空気中放射性物質濃度評価法

取量の評価条件の指定を定めていることも検査官は確認する。
b. 空気中放射性物質濃度評価法

検査官は空気中モニタリングに基づき、作業者が放射性物質の摂取による内部被ばくを評価す

検査官は空気中モニタリングに基づき、作業者が放射性物質の摂取による内部被ばくを評価す

る場合、適切な測定及び防護係数の適切な選定と評価に基づいた手順を定め、評価が実施できる

る場合、適切な測定及び防護係数の適切な選定と評価に基づいた手順を定め、評価が実施出来ることを確認する。

ことを確認する。

(a) 事業者の内部被ばくの評価が、ダストサンプリングやエアロゾルサンプリングの方法であ(a) 事業者の内部被ばくの評価が、ダストサンプリングやエアロゾルサンプリングの方法である場合は、サンプリング間隔（集塵ヘッドの移動間隔）やパージ時間、集塵時間、集塵流量

る場合、サンプリング間隔（集塵ヘッドの移動間隔）やパージ時間、集塵時間、集塵流量からから定まる検出限界値を考慮し、内部被ばくした場合の評価を検討していることを検査官は定まる検出限界値を考慮し、内部被ばくした場合の評価を検討していることを検査官は確認

確認する。

する。

(b) 検査官は、空気中モニタリングに基づく評価で、放射線防護装備のダストマスクを着用し(b) 検査官は、空気中モニタリングに基づく評価で、放射線防護装備のダストマスクを着用していた場合の防護係数の適切な選定や評価に基づいた手順によって被ばく線量評価が実施さていた場合の防護係数の適切な選定や評価に基づいた手順によって被ばく線量評価が実施されることを確認すること。

れることを確認すること。
(c) 検査官は事業者のダストサンプリングで検出された放射性物質の核種が、当該施設で検出(c) 検査官は、事業者等のダストサンプリングで検出された放射性物質の核種が、当該施設で検出する核種であることも確認する。
c. 核種分析手法する核種であることも確認する。
c. 核種分析手法

検査官は内部被ばくの評価で、事業者が核種分析のスペクトルから内部被ばくの核種定量が正確に実施していることを確認する。

検査官は内部被ばくの評価で、事業者が核種分析のスペクトルから内部被ばくの核種定量が正確に実施されていることを確認する。

(a) 事業者が、内部被ばくの核種分析を専門業者に依頼又は、委託している場合は、事業者の(a) 事業者が、内部被ばくの核種分析を専門業者に依頼又は、委託している場合は、事業者の手順に基づき校正された設備を用い、データ解析等の評価が実施され、内部被ばくに適切に手順に基づき校正された設備を用い、データ解析等の評価が実施され、内部被ばくに適切に評価されていることを検査官は分析業者の活動記録や事業者の監査記録によって確認する。

評価されていることを検査官は分析業者の活動記録や事業者の監査記録によって確認する。

(5) 特別な線量測定手法(5) 特別な線量測定手法

検査官は、事業者等の施設で活動する放射線業務従事者（女子も含む）に対する事業者等の対応について、法令に定める手続・対応が手順書に定められ、的確に実行されていることを確認する

検査官は事業者の施設で活動する放射線業務従事者（女子も含む）に対する事業者対応について、法令に定める手続・対応が手順書に定められ、的確に実行されていることを確認する

また、検査官は、事業者等の局部被ばく評価について、事業者の皮膚汚染時の実効線量の算出や皮膚汚染による皮膚の等価線量の算出が適切に実施されていることを確認する。

また、検査官は局部被ばく評価について、事業者の皮膚汚染時の実効線量の算出や皮膚汚染による皮膚の等価線量の算出が適切に実施されていることを確認する。

上記の測定結果等の線量結果が個人被ばく線量の（実効線量）記録として、記録する方法を事業

上記の測定結果などの線量結果が個人被ばく線量の（実効線量）記録として、記録する方法を事
7- 147 -

者の手順に定め、適切に実施していることを確認する。

業者の手順に定め、適切に実施していることを確認する。

(a) 検査官は、事業者等の施設で活動する作業者に対する被ばく評価の状況を確認する。

(a) 検査官は事業者の施設で活動する作業者に対する被ばく評価の状況を確認する。

(b) 検査官は、作業者が不均等被ばくのおそれがある場所での作業や高線量の勾配が存在する作(b) 検査官は作業者が不均等の被ばくのおそれがある場所での作業や高線量の勾配が存在する作業エリアで作業をする場合の外部被ばくを監視するための事業者の活動・方法についても確認す

業エリアで作業をする場合の外部被ばくを監視するための事業者の活動・方法についても確認する。

る。

(c) 上記の測定結果等の線量結果が個人被ばく線量の（実効線量）記録として、記録されているこ(c) 上記の測定結果などの線量結果が個人被ばく線量の（実効線量）記録として、記録されているとを確認する。
(d) 中性子線による被ばく線量評価について、以下の内容の評価を実施する。

ことを確認する。
(d) 中性子線による被ばく線量評価について、以下の内容の評価を実施する。

ⅰ.線量測定及び計測が測定対象の中性子線に適合していること。

i.

線量測定及び計測が測定対象の中性子線に適合していること。

ⅱ.当該線量測定に対する十分な感度がある測定であること。

ii.

当該線量測定に対する十分な感度がある測定であること。

ⅲ.測定装置の中性子線に対する校正が実施され、使用可能な測定装置であること。また、γ線iii.

測定装置の中性子線に対する校正が実施され、使用可能な測定装置であること。また、γ線による干渉が無視できること。

による干渉が無視できること。

(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法(6) 事故時の緊急時放射線作業管理手法

事業者等は、緊急作業従事者の選定をマニュアルに定め、適切な要員が設定されていることを確認する。
事業者等が事故時対応訓練を実施している場合は、作業者の緊急時被ばく線量限度を超えない管事業者は緊急作業従事者の選定をマニュアルに定め、適切な要員が設定されていることを確認す
る。
事業者が事故時対応訓練を実施している場合は、作業者の緊急時被ばく線量限度を超えない管理

理及び手法を確立していることを確認する。

及び手法を確立していることを確認する。

a.

事業者等の事故対応訓練が実施される場合は、作業者が緊急時被ばく線量限度を超えない管a. 事業者の事故対応訓練が実施される場合、作業者が緊急時被ばく線量限度を超えない管理及び理及び手法を事業者が確立していることを検査官は事業者等の担当部署の職員へのインタビュー手法を事業者が確立していることを検査官は事業者の担当部署の職員へのインタビューや事故訓や事故訓練結果のシナリオによって確認する。

練結果のシナリオによって確認する。

b.

b. 事故時の放射性物質の核種を想定した、外部被ばく評価、内部被ばく評価、放射線防護の装備

事故時の放射性物質の核種を想定した、外部被ばく評価、内部被ばく評価、放射線防護の装備を適切に選定し決定（採用）できるかどうかの訓練を実施していることも確認する。
5.4 現場ウォークダウンを行う際の視点(1) 巡視点検では前回の巡視との相違点を常に把握することを心掛け、事業者等の変化、変更に関する活動状況も確認する必要がある。

を適切に選定し決定（採用）できるかどうかの訓練を実施していることも確認する。
5.4 現場ウォークダウンを行う際の視点(1) 巡視点検では前回の巡視との相違点を常に把握することを心がけ、事業者の変化、変更に関する 記）
活動状況も確認する必要がある。

(2) 定期点検やプラントの運転状態によって、作業員が被ばくする放射性物質（線源）中心位置の状(2) 定期点検やプラントの運転状態によって、作業員が被ばくする放射性物質（線源）中心位置の状況や高さ方向での線量の違いを把握し、局部被ばくとなる線源中心の位置を把握すべきである。

況や高さ方向での線量の違いを把握し、局部被ばくとなる線源中心の位置を把握すべきである。

(3) 空気中放射性物質濃度評価法による汚染した粉塵が舞う作業場での監視については、連続監視(3) 空気中放射性物質濃度評価法による汚染した粉じんが舞う作業場での監視について連続監視モ

モニタの設置状況、測定設備の設置状況（検出限界を考慮した）を確認する。
(4) 個人モニタリングで、サンプル採取の方法を確認し、適切な対応（コンタミ防止や試料の識別）を実施していることを確認する。
(5) 作業員の個人被ばく線量測定器がその場の作業で適切なタイプのものを使用していることを確認する。また、作業場入口付近での識別も併せて確認する。

ニタの設置状況、測定設備の設置状況（検出限界を考慮した）を確認する。
(4) 個人モニタリングで、サンプル採取の方法を確認し、適切な対応（コンタミ防止や試料の識別）を実施していることを確認する。
(5) 作業員の個人被ばく線量測定器がその場の作業で必要なタイプの物を使用していることを確認する。また、作業場入口付近での識別も併せて確認する。

(6) 粒子状の浮遊塵の測定結果の確認では、分析測定装置（核種分析測定装置）の核種分析結果を入(6) 粒子状の浮遊塵の測定結果の確認では、分析測定装置（核種分析測定装置）の核種分析結果を入手し、スペクトル（エネルギー分布）の状況や測定条件が要求される検出限界を満足した結果であ

手し、スペクトルの状況や測定条件が要求される検出限界を満足した結果であることを確認する。

ることを確認する。
(7) 内部被ばく評価に関する個人モニタリング設備の校正では、再現性のある校正が実施されてい記載の適正化（誤(7) 内部被ばく評価に関する個人モニタリング設備の校正では、再現性のある校正が実施されていることや被検者と測定する検出器の位置について、校正実施の場合の相違点を確認する。

ることや被検者と測定する検出器の位置について、校正実施の場合の相違点を確認する。

8- 148 -

6 参考資料

6. 参考資料

記載の適正化（誤(1) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示(1) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示

記）(2) 「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月27日原(2) 「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月27日原

子力安全委員会了承）

子力安全委員会了承）(3) 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」(3) 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」
a. 全ベータ放射能測定法 昭和51年９月（２訂）a. 全ベータ放射能測定法 昭和 51年 9月（2訂）b. ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリ－ 平成４年８月（３訂）b. ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリ－ 平成 4年 8月（3訂）c. トリチウム分析法 平成14年７月（２訂）c. トリチウム分析法 平成 14年 7月（2訂）d. 液体シンチレ－ションカウンタによる放射性核種分析法 平成８年３月（１訂）d. 液体シンチレ－ションカウンタによる放射性核種分析法 平成 8年 3月（1訂）(4) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格］に収録されている規格(4) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）(5) 経済産業省の「放射能測定器及び放射線測定器等の校正」(5) 経済産業省の「放射能測定器及び放射線測定器等の校正」(6) 個人モニタリング指針（JEAG4610-2015）(6) 個人モニタリング指針（ＪＥＡＧ４６１０－２０１５）

○改正履歴

7.

改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

施行

○運用の明確化①建設段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表３ 検査要件まとめ表）○記載の適正化

原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

保安のために必要な措置に係る規則条項
実用発電用原子炉の設置、 第 78 条及び第 79 条
運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第 73 条及び第 74 条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則第７条の２の９及び第７条の３

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 29 条及び第 30 条

再処理施設

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

備考

規則名

第７条及び第８条

第９条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第９号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第３項
第８号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第１項第９号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第３項
第９号，第 11 号及び第 12 号
第 15 条第１項第７号，第９号
及び第 10 号並びに同条第２項
第８号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第１項第７号，第９号
及び第 10 号並びに同条第２項
第９号，第 11 号及び第 12 号
第８条第１項第７号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第９号，第 11 号及び第 12 号
第 37 条第１項第７号，第９号
及び第 10 号並びに同条第２項
第８号，第 10 号及び第 11 号

記載の適正化（誤
記）

施行

（新設）
改正に伴う変更

記載の適正化（誤表1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項

試験研究用等原
子炉施設

改訂履歴

原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

保安のために必要な措置に係る規則条項
実用発電用原子炉の設置、 第 78 条及び第 79 条
運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第 73 条及び第 74 条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 29 条及び第 30 条

試験研究用等原
子炉施設
再処理施設

9

- 149 -

規則名

第７条及び第８条

第 9 条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第 3 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第 3 項
第 9 号，第 11 号及び第 12 号
第１５条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 7 号，第 9 号及び第 10 号記）

廃棄物管理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 27 条及び第 28 条

第 34 条第１項第７号，第９号
及び第 10 号並びに同条第２項
第８号，第 10 号及び第 11 号

廃棄物管理施設

第 53 条及び第 54 条

第 63 条第１項第７号，第９号
及び第 10 号並びに同条第２項
第８号，第 10 号及び第 11 号

第一種廃棄物埋設施設

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第１項第７号，第９号
及び第 11 号並びに同条第２項
第７号，第 10 号及び第 11 号

第二種廃棄物埋設施設第２条の 11 の４から第２条の 11 の６まで

第２条の 12 第１項第６号，第７号及び第９号並びに同条第２項第８号，第 10 号及び第 11
号

使用施設等

再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
特定廃棄物管理施設
特定第一種廃棄物埋設施設
第二種廃棄物埋設施設
使用施設等

第２７条及び第 28 条

第 34 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第５３条及び第５４条

第 63 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 11 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第２条の１１の４から
第２条の１１の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6 号，第8 号及び第 9 号並びに同条第 2項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

記載の適正化（誤表2 関連する技術基準規則条項

表２ 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発電用原子炉施設
試験研究用等原子炉施設

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

原子力施設の種別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発電用原子炉施設
試験研究用等原子炉施設

技術基準規則条項
第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで
第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで
第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで
第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで
第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで
第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで
第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで－
第９条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
特定廃棄物管理施設
特定第一種廃棄物埋設施設
第二種廃棄物埋設施設
使用施設等

技術基準規則条項
第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで
第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで
第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで
第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで
第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで
第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで
第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで－
第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

記載の適正化（誤表３ 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査はユニット毎ではなく発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査はユニット毎ではなく発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉ID01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

２年※

６

55

チーム

01

記）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

6

55

チーム

運用の明確化※実施時期は検査対象施設の設置(変更)許可申請内容の変更や放射線管理等のマニュアル変更で、作業者の ・建設段階の施設

（削る）
※

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング記）

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

放射線安全に関する対応が変更になる場合にも実施することが望まれる。

について、リスク（新設）

状態に応じた検査る。

頻度とする運用を明確化
02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

運用の明確化・建設段階又は廃10- 150 -

01※

放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

２年※

６

55

チーム

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ01

放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

2年

6

55

チーム

について、リスク（新設）

状態に応じた検査

いては、必要に応じて検査を実施する。

頻度とする運用を明確化

03 試験炉03 試験炉

ID

検査項目
検査頻度
サンプル数 合計時間[h]検査体制
01 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリング－－
チームて（熱出力500kw以上※１）02 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリン－－チームて（熱出力500kw以上※２）
03 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリン－－チームて（熱出力500kw未満）※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの

ID

検査項目
検査頻度
サンプル数
合計時間[h]検査体制
01 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリング－－
チームて（熱出力500kw以上※１）02 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリン－－チームて（熱出力500kw以上※２）
03 放射線被ばく評価及び個 必要に応じ人モニタリン－－チームて（熱出力500kw未満）※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID
01
※

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

止措置段階の施設

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

２年※

６

55

チーム

01

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

6

55

チーム

（新設）
運用の明確化る。

・建設段階の施設

ID
01

02

※

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング（MOX加工）放射線被ばく評価及び個
人モニタリン（ウラン加工）について、リスク

05 加工

05 加工
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID
01

２年※
必要に応じ
て

６

55

チーム
02

－

－

チーム

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング（MOX加工）放射線被ばく評価及び個
人モニタリン（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

6

55

チーム

－

－

チーム

必要に応じ
て

状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（新設）
運用の明確化る。

・建設段階の施設

ID
01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数
－

合計時間[h]
－

検査体制
チーム

01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

ID
01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID
01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング
11- 151 -

検査頻度
必要に応じ
て

状態に応じた検査頻度とする運用を

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

07 管理
ID

について、リスク

06 貯蔵

06 貯蔵

明確化

08 埋設

08 埋設
ID
01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）
ID

ID

検査頻度
必要に応じ
て

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID
01

検査項目
放射線被ばく評価及び個
人モニタリング

12- 152 -

検査頻度
必要に応じ
て

基本検査運用ガイド
放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動（新旧対照表）1- 153 -

赤字下線部分が改訂部分
改訂案

現行規定

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動

放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動（BR0030_r1）（BR0030_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」
2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」とい係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設

う。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線被ばく線量低減活動（以下「放射線被の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線被ばくALARAの取組状況を確認する。

ばくALARA*1活動」という。）の取組状況を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される

当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項

事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及びに係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。

準への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

改正に伴う修正

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

2. 検査目的

改訂理由

記載の適正化

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

*1:国際放射線防護委員会が1977年勧告で示した放射線防護の基本的な考え方

記載の適正化を示す概念で「合理的に達成可能な限り被ばく線量を減らす」ことの略語（As Low As Reasonably Achievable）
3. 検査要件
3.1 検査対象

3. 検査要件
3.1 検査対象

検査対象施設における作業者個人及び集団の放射線被ばく線量について、事業者等は放射線被ばく

検査対象施設における作業者個人及び集団の放射線被ばく線量について、事業者は被ばく線量低減活動

記載の適正化（核ALARA活動を維持している。原子力検査官（以下「検査官」という。）は、この放射線被ばくALARA活動の継続（ALARA）を維持している。原子力検査官（以下「検査官」という。）は、この被ばく線量低減活動の継続的改燃施設等を考慮し的改善の実施状況を評価する。また、この検査では、作業者の被ばくに左右する放射線管理（運営を含む）、

善の実施状況を評価する。また、この検査では、作業者の被ばくに左右する放射線管理（運営を含む）、プラ た語句統一）

プラント・施設の運転管理及び工学的な管理（被ばく防護含む）が効果的に放射線被ばく低減に寄与し、放射ント・施設の運転管理及び工学的な管理（被ばく防護含む）が効果的に放射線被ばく低減に寄与し、ALARA
2- 154 -

線被ばくALARA活動を維持していることも確認する。
この検査で、確認された事業者の放射線被ばくALARA活動の結果から、検査官は事業者等の検査対象施の活動を維持していることも確認する。
この検査で、確認された事業者の放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動の結果から、検査官は事業者の検査対象施記載の適正化（核設におけるパフォーマンス評価をする。

設におけるパフォーマンス評価をする。

燃施設等を考慮し(1) 放射線の作業計画(1) 放射線の作業計画

た語句統一）(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム(3) ALARA及び放射線作業の管理の実施(3) ALARA及び放射線作業の管理の実施(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス

(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順4.1 検査前準備

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順4.1 検査前準備

検査対象施設における作業者個人及び集団の放射線被ばく線量について、ALARAに係る事業者活動が検査対象施設における作業者個人及び集団の放射線被ばく線量について、ALARAに係る事業者活動が効果的なパフォーマンスに繋がるかを監視するに当たり、放射線被ばくの履歴や傾向の把握、高線量率領域

効果的なパフォーマンスに繋がるかを監視するに当たり、放射線被ばくの履歴や傾向の把握、高線量率領域での当該活動の計画や検証手法なの状況等を把握する必要がある。

での当該活動の計画や検証手法などの状況等を把握する必要がある。

4.2 検査実施(1) 放射線の作業計画

4.2 検査実施(1) 放射線の作業計画

a. 検査官は事業者の放射線作業計画が適切な放射線被ばく低減技法を活用していること、作業活動の

a. 検査官は事業者の放射線作業計画が適切な放射線被ばく低減技法を活用していること、作業活動のリスクに相応して他の低減技法の考慮及び検討を実施していること並びに合理的な線量目標を規定してリスクに相応して他の低減技法の考慮及び検討を実施していること並びに合理的な線量目標を規定していることを確認する。

いることを確認する。

b. 検査官は、事業者等が実施した放射線作業計画に基づく実績結果で、集団的な被ばく線量結果が放b. 検査官は事業者が実施した放射線作業計画に基づく実績結果で、集団的な被ばく線量結果が放射

射線作業計画で計画した活動で意図した低減線量と実績値を比較し、放射線被ばくALARA活動内容

線作業計画で計画した活動で意図した低減線量と実績値を比較し、ＡＬＡＲＡ活動内容（活動プロセス）（活動プロセス）を確認する。

を確認する。

c. 放射線作業計画に基づき実施された作業結果（放射線作業の被ばくの低減活動評価）が事業者内でc. 放射線作業計画に基づき実施された作業結果（放射線作業の被ばくの低減活動評価）の事業者内で評価され、教訓（反省点）や効果の確認が得られた事案・事象について、事業者内でその活動が展開さ評価が実施され、教訓（反省点）や効果の確認が得られた事案・事象について、事業者内でその活動がれていることを確認する。

展開されていることを確認する。

(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム

a. 計画の変更や緊急措置（作業）が生じた場合、事業者の変更管理のプロセス（変更承認やレビュー体a. 計画外の変更や緊急措置（作業）が生じた場合、事業者の変更管理のプロセス（変更承認やレビュー制含む）に基づき、追加した作業や行為に関する被ばく線量低減活動となる新たな目標設定（閾値）が体制含む）に基づき、追加した作業や行為に関する被ばく線量低減活動となる新たな目標設定（閾値）設定されるなどの作業管理が追加されていればその内容を確認する。

が設定されるなどの作業管理が追加されていればその内容を確認する。

b. 検査官は、放射線作業計画の見直しや変更において、適切性に欠ける行為か否かを判断する。この

b. 検査官は放射線作業計画の見直しや変更において、適切性に欠ける行為か否かを判断する。この確確認においては、被ばく線量の見直しが健全な放射線防護と放射線被ばくALARA活動の原則に基づい認においては、被ばく線量の見直しが健全な放射線防護と被ばく低減活動（ALARA）の原則に基づいてて実施されているかを確認することとし、作業管理の失敗を恐れ、被ばく線量計画を高く設定し直す行為

実施されているかを確認することとし、作業管理の失敗を恐れ、被ばく線量計画を高く設定し直す行為ががあるか否か及び変更（見直し）の被ばく線量推定値を組織的に評価しているかを確認する。

あるか否か及び変更（見直し）の被ばく線量推定値を組織的に評価しているかを確認する。

(3) ALARA及び放射線作業の管理の実施(3) ALARA及び放射線作業の管理の実施
3- 155 -

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）
記載の適正化

記載の適正化

記載の適正化a. 検査対象として抽出した作業計画に記載されている放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的

a. 検査対象として抽出した作業計画に記載されている放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的管理の内容において、放射線作業の管理に放射線被ばくALARA活動が盛り込まれた作業手順となって管理の内容において、放射線作業の管理に放射線被ばく低減活動が盛り込まれた作業手順となっていいることやこの管理内容が放射線作業計画に反映されていることを確認する。

ることやこの管理内容が放射線作業計画に反映されていることを確認する。

b. 事業者等の放射線被ばくALARA活動の計画（以下「ALARA活動計画」）に基づき、検査対象施設での活動で、効果のある遮蔽、技術的な行動（操作）、運用（使用）を事業者等が実施しているかを確認する。
c. 事業者等は検査対象施設での放射線被ばく線量ALARA活動の課題に対する再計画等の変更管理に際し、組織として対応していることを検査官は確認する。
d. 事業者等はALARA活動計画の結果で確認した課題、教訓を次回のALARA活動計画につなげる記録として残していることを確認する。
(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス

b. 事業者の放射線被ばく低減活動の計画に基づき、検査対象施設での活動で、効果のある遮蔽、技術的な行動（操作）、運用（使用）を事業者が実施しているかを確認する。
c. 事業者は検査対象施設での被ばく線量低減活動（ALARA）の課題に対する再計画等の変更管理に際(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス
ているか否か。また、汚染のおそれがある区域や高線量エリアでの作業は、被ばく低減活動を履行する

活動を履行する技術的知識や訓練を実施しているかを以下のポイントで確認する。

技術的知識や訓練を実施しているかを以下のポイントで確認する。

(a) 作業者が被ばく低減のための措置（放射線防護装備、監視機器、保護衣等）に精通しているか。

(a) 作業者が被ばく低減の為の措置（放射線防護装備、監視機器、保護衣等）に精通しているか。

(b) 放射線管理員（監視員）は作業者の活動について、適切な指導や監視をしているか(b) 放射線管理員（監視員）は作業者の活動について、適切な指導や監視をしているか(c) 放射線作業計画書に記載されている又は、標準手順書に記載されている手順に従って作業者は作(c) 放射線作業計画書に記載されている又は、標準手順書に記載されている手順に従って作業者は作業を実施し、放射線管理員（監視員）はそのホールドポイントを適切に監視しているか(d) 過剰な被ばくに至るおそれのある異常事態等の警報（保安規定に定めるエリアモニタ（臨界モニタ、

非常時モニタを含む。）の警報又は警報機能付き個人線量計の警報をいう。）が発報した場合又は連

非常時モニタを含む。）の警報又は警報機能付き個人線量計の警報をいう。）が発報した場合又は連絡を受けた場合の対応について、教育を受けていること。

絡を受けた場合の対応について、教育を受けていること。

が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引
5.1 検査前準備に係る留意事項(1) 検査対象施設での放射線被ばくの履歴の状況及び現状の被ばく傾向の把握

記載の適正化

記載の適正化業を実施し、放射線管理員（監視員）はそのホールドポイントを適切に監視しているか(d) 過剰な被ばくに至るおそれのある異常事態等の警報（保安規定に定めるエリアモニタ（臨界モニタ、(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置

た語句統一）

して残していることを確認する。

実施しているか否か。また、汚染のおそれがある区域や高線量エリアでの作業は、放射線被ばくALARA

置が適切に講じられていることを確認する。

燃施設等を考慮しd. 事業者はALARA活動計画の結果で確認した課題、教訓を次回のALARA活動計画につなげる記録とa. 管理区域内作業で、作業者は被ばく線量低減活動の本質（ＡＬＡＲＡの精神）を理解して作業を実施し(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処

記載の適正化（核し、組織として対応している事を検査官は確認する。

a. 管理区域内作業で、作業者は、放射線被ばくALARA活動の本質（ALARAの精神）を理解して作業を4.3 問題点の特定と解決に関する確認

記載の適正化4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引
5.1 検査前準備に係る留意事項(1) 検査対象施設での放射線被ばくの履歴の状況及び現状の被ばく傾向の把握

検査官は、検査対象施設における個人被ばく線量並びに集団的な被ばく線量の推移や履歴を確認す

検査官は検査対象施設における個人被ばく線量並びに集団的な被ばく線量の推移や履歴を確認する。 記載の適正化（核る。検査官は現状の個人及び集団的な被ばく傾向を確認すると供に、現状の高線量要因となる線源とその検査官は現状の個人及び集団的な被ばく傾向を確認すると供に、現状の高線量要因となる線源とその強さ 燃施設等を考慮し強さや放射線作業計画における現状の事業者等の取組み状況とその課題について把握する。

や放射線作業計画における現状の事業者の取組み状況とその課題について把握する。

(2) 集団的な被ばく線量実績のランク分け
検査官は、検査対象施設における集団的な被ばく線量の履歴について、過去約３年分の平均値に対するランク分けを確認し、その内容を把握する。

(2) 集団的な被ばく線量実績のランク分け
検査官は検査対象施設における集団的な被ばく線量の履歴について、過去約３年分の平均値に対するランク分けを確認し、その内容を把握する。
4- 156 -

た語句統一）

(3) 集団的な被ばく線量の推定(3) 集団的な被ばく線量の推定

検査官は、検査対象施設における過去に実施した作業や特定工事の作業計画について、被ばく線量を

検査官は検査対象施設における過去に実施した作業や特定工事の作業計画について、被ばく線量を推推定する。（被ばく線量の推移の状況を確認し、事業者が設定しているレベルを評価する。）また、この推定定する。（被ばく線量の推移の状況を確認し、事業者が設定しているレベルを評価する。）また、この推定ででは、現在実施の作業計画の手順や評価プロセスを事前に確認しておくこと。

は、現在実施の作業計画の手順や評価プロセスを事前に確認しておくこと。

(4) 問題点の抽出と過去の実績評価(4) 問題点の抽出と過去の実績評価

検査官は、検査対象施設における放射線被ばく低減活動（ALARA）の重要な要素である放射線作業計

検査官は検査対象施設における放射線被ばく低減活動（ALARA）の重要な要素である放射線作業計画

画の立案時の特定の課題（計画線量超過などの事例・事象）について過去の作業計画も参考に計画立案の立案時の特定の課題（計画線量超過などの事例・事象）について過去の作業計画も参考に計画立案時時の事業者対応に注視して確認すること。

の事業者対応に注視して確認すること。

(5) 個別検査対象の事前準備事項
a. 放射線の作業計画(5) 個別検査対象の事前準備事項
a. 放射線の作業計画(a) 検査官は、検査対象施設で現在進行中の放射線作業計画又は最近作業を完了した放射線作業計(a) 検査官は検査対象施設で現在進行中の放射線作業計画又は最近作業を完了した放射線作業計画について、集団的な被ばく線量が高い順のリストを確認し、被ばく線量が高く、管理上重要な作業

画について、集団的な被ばく線量が高い順のリストを確認し、被ばく線量が高く、管理上重要な作業や高線量率領域での作業を含んでいる放射線作業計画から３～５件を選択し、その活動状況を把握

や高線量率領域での作業を含んでいる放射線作業計画から３～５件を選択し、その活動状況を把握

する。

する。

(b) 本検査の確認事項は、「BR0010 放射線被ばくの管理」検査運用ガイドで確認する内容と重複する(b) 本検査の確認事項は「BR００１０ 放射線被ばくの管理」検査運用ガイドで確認する内容と重複する場合があるので、同検査運用ガイドと協調して検査を実施することが可能である。
b. 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム

記載の適正化場合があるので、同検査運用ガイドと協調して検査を実施することが可能である。
b. 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム(a) 検査官は検査対象施設における年間の集団被ばく線量を推定するプロセス又は手順を確認する。

(a) 検査官は検査対象施設における年間の集団被ばく線量を推定するプロセス又は手順を確認する。

確認では、年間の集団被ばく線量のベースを基にした、放射線放出核種の低減効果や特定作業に確認では、年間の集団被ばく線量のベースを基にした、放射線放出核種の低減効果や特定作業における被ばく線量を推定する方法及び被ばく線量評価する方法について、事業者等の活動（手順）をおける被ばく線量を推定する方法及び被ばく線量評価する方法について、事業者の活動（手順）を確記載の適正化（核確認し、把握する。

認し、把握する。

燃施設等を考慮し(b) 検査官は被ばく線量低減活動（ALARA）の業務計画の３～５件を抽出し、その内容を確認し把握す(b) 検査官は被ばく線量低減活動（ALARA）の業務計画の３～５件を抽出し、その内容を確認し把握する。
c. ALARA及び放射線作業の管理の実施

る。
c. ALARA及び放射線作業の管理の実施(a) 検査官は、検査期間に予定されている施設の運転中又は停止中に行われる保守作業について、(a) 検査官は検査期間に予定されている施設の運転中又は停止中に行われる保守作業について、放放射線被ばくの恐れがある作業計画から２～４件抽出し、その内容を把握する。（この検査対象作業

射線被ばくの恐れがある作業計画から２～４件抽出し、その内容を把握する。（この検査対象作業項

項目の抽出では、「放射線の作業計画」や「線量推定の検証と被ばく追跡調査システム」の検査にお目の抽出では、「放射線の作業計画」や「線量推定の検証と被ばく追跡調査システム」の検査においいて抽出した作業項目と同一であっても良い。）て抽出した作業項目と同一であっても良い。）(b) 本検査の確認事項は、「BR0010 放射線被ばくの管理」検査運用ガイドで確認する内容と重複する(b) 本検査の確認事項は「BR００１０ 放射線被ばくの管理」検査運用ガイドで確認する内容と重複する場合があるので、同検査運用ガイドと協調して検査を実施することが可能である。
d. 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス

d. 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス
(a) 管理区域内作業において、汚染の恐れがある区域及び高線量エリアでの作業について、作業中の作業者の作業状況や放射線管理員（監視員）の監視活動を視察やヒアリング等で把握する。

作業者の作業状況や放射線管理員（監視員）の監視活動を視察やヒアリング等で把握する。

(b) 本検査の現場確認では、作業中の外部被ばくのリスクや放射性物質の体内取り込みが懸念される(b) 本検査の現場確認では、作業中の外部被ばくのリスクや放射性物質の体内取り込みが懸念される

作業項目に着目し、確認を実施するため、当該検査内容は「BR0010 放射線被ばくの管理」検査運用

作業項目に着目し、確認を実施するため、当該検査内容は「BR００１０ 放射線被ばくの管理」検査運ガイドの検査と協調して検査を実施することが可能である。

用ガイドの検査と協調して検査を実施することが可能である。

5.2 検査実施及び対象選定の際のリスク情報活用に関する留意事項

5.2 検査実施及び対象選定の際のリスク情報活用に関する留意事項

a. 検査官は、事業者等の放射線作業計画が適切な放射線被ばく低減技法を活用していること、作業活記載の適正化場合があるので、同検査運用ガイドと協調して検査を実施することが可能である。

(a) 管理区域内作業において、汚染の恐れがある区域及び高線量エリアでの作業について、作業中の(1) 放射線の作業計画

た語句統一）

記載の適正化(1) 放射線の作業計画
a. 検査官は事業者の放射線作業計画が適切な放射線被ばく低減技法を活用していること、作業活動の5- 157 -

記載の適正化（核動のリスクに相応して他の低減技法の考慮及び検討を実施していること並びに合理的な線量目標を規リスクに相応して他の低減技法の考慮及び検討を実施していること並びに合理的な線量目標を規定して燃施設等を考慮し定していることを確認する。

いることを確認する。

た語句統一）

b. 検査官は、事業者等が実施した放射線作業計画に基づく実績結果で、集団的な被ばく線量結果が放b. 検査官は事業者が実施した放射線作業計画に基づく実績結果で、集団的な被ばく線量結果が放射線

射線作業計画で計画した活動で意図した低減線量と実績値を比較し、放射線被ばくALARA活動内容

作業計画で計画した活動で意図した低減線量と実績値を比較し、ＡＬＡＲＡ活動内容（活動プロセス）を 記載の適正化（活動プロセス）を確認する。

確認する。

c. 放射線作業計画に基づき実施された作業結果（放射線作業の被ばくの低減活動評価）の事業者内でc. 放射線作業計画に基づき実施された作業結果（放射線作業の被ばくの低減活動評価）の事業者内で評価が実施され、教訓（反省点）や効果の確認が得られた事案・事象については、事業者内でその活動評価が実施され、教訓（反省点）や効果の確認が得られた事案・事象について、事業者内でその活動がが展開されていることを確認する。

展開されていることを確認する。

d. 事業者等の放射線被ばく線量を低減する手段として、遠隔技術、産業界の知見及び他事業者等の状

d. 事業者の放射線被ばく線量を低減する手段として、遠隔技術、産業界の知見及び他事業者の状況並

記載の適正化（核況並びに運転経験による教訓を基にした線量低減動向を考慮しているか否かを確認する。また、当該被びに運転経験による教訓を基にした線量低減動向を考慮しているか否かを確認する。また、当該被ばく

燃施設等を考慮しばく低減事案（施策）については放射線作業計画の際に、考慮すること等を示した放射線作業計画策定

低減事案（施策）については放射線作業計画の際に、考慮することなどを示した放射線作業計画策定手た語句統一）

手順となっているべきであること。

順となっているべきであること。

e. ALARA活動の計画と実績を評価する場合は直近の完了した作業計画にて評価を実施する。

e. ＡＬＡＲＡの計画と実績を評価する場合は直近の完了した作業計画にて評価を実施する。

f. この検査結果で確認された指摘事項やパフォーマンス結果等は次回の放射線被ばくALARA活動の検

f. この検査結果で確認された指摘事項やパフォーマンス結果等は次回の放射線被ばくＡＬＡＲＡ活動の査における確認内容や検査対象範囲に影響するので、次回の当該検査の検査時間を決定する上で、検査における確認内容や検査対象範囲に影響するので、次回の当該検査の検査時間を決定する上考慮するべきである。

で、考慮するべきである。

g. 事業者等の年間放射線被ばくALARA活動の評価結果を用い、検査官は事業者の放射線被ばく

g. 事業者の年間ＡＬＡＲＡ活動の評価結果を用い、検査官は事業者のＡＬＡＲＡ活動の問題点や現状のALARA活動の問題点や現状の活動レベルを把握する。

h. 事業者の放射線作業計画について、放射線被ばく線量低減活動の評価として、継続的改善による被被ばく線量の推定や被ばく緩和処置を確認する。事業者が業界関連事業者の活動状況を踏まえ、放射

ばく線量の推定や被ばく緩和処置を確認する。事業者が業界関連事業者の活動状況を踏まえ、放射線

線作業を作業活動に合理的にグループ化するなどし、個々に目標線量を設定する等の処置を講じてい作業を作業活動に合理的にグループ化するなどし、個々に目標線量を設定するなどの処置を講じているかを確認する。

るかを確認する。
i. 検査官は、事業者のＡＬＡＲＡ活動に関する最新の年間集団被ばくのデータを用い評価・確認を実施

価・確認を実施する。
j. 事業者等は検査対象事業者等の各サイト・施設ごとに、被ばく実績の追跡調査することや被ばくを低減する。
j. 事業者は検査対象事業者の各サイト・施設ごとに、被ばく実績の追跡調査することや被ばくを低減する

することの仕組みを手順に組み込まなければならない。
k. 事業者等の放射線被ばくALARA活動で、作業の計画立案と実績に関する問題は事業者の不適合管記載の適正化

活動レベルを把握する。

h. 事業者等の放射線作業計画については、放射線被ばくALARA活動の評価として、継続的改善による

i. 検査官は、事業者等の放射線被ばくALARA活動に関する最新の年間集団被ばくのデータを用い評記載の適正化

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

ことの仕組みを手順に組み込まなければならない。
k. 事業者のＡＬＡＲＡ活動で、作業の計画立案と実績に関する問題は事業者の不適合管理の中で、原因理の中で、原因分析を実施し、適切な是正処置を実施しなければならない。

分析を実施し、適切な是正処置を実施しなければならない。

l. 事業者等の放射線被ばくALARA活動に関する欠陥が度々発見又は発生することは、事業者の作業担

l. 事業者のＡＬＡＲＡ活動に関する欠陥が度々発見又は発生することは、事業者の作業担当部門の工程

記載の適正化（核当部門の工程調整能力に起因する場合があるので、事業者の全体的な放射線被ばくALARA活動にお調整能力に起因する場合があるので、事業者の全体的なＡＬＡＲＡ活動における欠陥が存在する可能燃施設等を考慮しける欠陥が存在する可能性がある。

性がある。

た語句統一）

m. 事業者等は放射線作業の合理的なグループ化を決定する場合は、前例、他事業者等の状況、規範m. 事業者は放射線作業の合理的なグループ化を決定する場合、前例、他事業者の状況、規範及び特及び特殊事情等の要素を考慮すべきである。
n. 事業者等の放射線作業計画の策定においては、放射線防護装備（全面・半面マスク着用や遮蔽用ベ殊事情などの要素を考慮すべきである。
n. 事業者の放射線作業計画の策定において、放射線防護装備（全面・半面マスク着用や遮蔽用ベスト

スト着用等）によって、本来の作業効率が悪化することを考慮に入れた計画であることも確認する。
o. 検査対象の作業計画の選定においては、事前評価している被ばく予測より著しく大きな線量が発生し着用）によって、本来の作業効率が悪化することを考慮に入れた計画であることも確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮しo. 検査対象の作業計画の選定において、事前評価している被ばく予測より著しく大きな線量が発生して た語句統一）ている作業項目がある場合があるので、その原因に着目（注意）して確認すること。

いる作業項目がある場合があるので、その原因に着目（注意）して確認すること。

p. 事業者等のプラント運転・停止時における放射線被ばくALARA活動を考慮に入れたスケジュール管理

p. 事業者のプラント運転・停止時におけるＡＬＡＲＡ活動を考慮に入れたスケジュール管理が必要である

記載の適正化（核が必要であるが、経済性等の観点で、放射線被ばくALARA活動が十分に発揮していない等の事業者のが、経済性等の観点で、ＡＬＡＲＡ活動が十分に発揮していない等の事業者の側面を注意して確認す

燃施設等を考慮し側面を注意して確認する。

る。

た語句統一）

q. 事業者等の放射線被ばくALARA活動で、作業計画や被ばく線量低減技法については、集団的被ばく

q. 事業者のＡＬＡＲＡ活動で、作業計画や被ばく線量低減技法について、集団的被ばく線量、個人被ば線量、個人被ばく線量などを考慮に入れた作業計画が策定されるべきである。（集団的被ばく線量と個く線量などを考慮に入れた作業計画が策定されるべきである。（集団的被ばく線量と個人被ばく線量の6- 158 -

人被ばく線量のバランスを考慮されているか、特定の個人に集中しているか等の事案）
r. 被ばく線量予測を著しく超える作業活動が確認された事業者に関しては、以下の観点での観察が必要

バランスを考慮されているか特定の個人に集中しているか等の事案）
r. 被ばく線量予測を著しく超える作業活動が確認された事業者に関しては、以下の観点での観察が必要

である。

である。

(a) 運転、放射線防護、保守、保守計画、スケジュール・工程計画の部門間インターフェースの問題、見(a) 運転、放射線防護、保守、保守計画、スケジュール・工程計画の部門間インターフェースの問題、見落としている活動の有無。
(b) 作業エリアの線量率低減に関する問題に関して、作業管理部門の指定された値（線量の低減目標

落としている活動の有無。
(b) 作業エリアの線量率低減に関する問題に関して、作業管理部門の指定された値（線量の低減目標等）に対する対策実行とその結果評価。
(c) プラントモード・作業工程区状況変化（遮へい材となっていいた配管内水の移動、核燃料物質等の移等）に対する対策実行とその結果評価。
(c) プラントモード状況変化（遮へい材となっていいた配管内水の移動等）や作業工程で足場、遮へい材

動等）や作業工程で足場、遮へい材撤去などで、当初の計画された線量率が変化していないか（又は考慮をしていたか）。

記載の適正化撤去などで、当初の計画された線量率が変化していないか（又は考慮をしていたか）。
s. 検査官は放射線作業計画に記載の作業工程区ごとの被ばく線量の計画値（推定値）と実績値を比較

s. 検査官は放射線作業計画に記載の作業工程区ごとの被ばく線量の計画値（推定値）と実績値を比較し、不一致がある場合、その原因（理由）を確認する。その原因から、事業者の放射線作業計画の立案

し、不一致がある場合、その原因（理由）を確認する。その原因から、事業者の放射線作業計画の立案に関する適切な計画立案の不履行や充分な作業管理情報の提供の不履行、作業者の放射線防護対に関する適切な計画立案の不履行や十分な作業管理情報の提供の不履行、作業者の放射線防護対応の不備などがあったかを確認する。

記載の適正化応の不備等があったかを確認する。
(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム(2) 線量推定の検証と被ばく追跡調査システム

a. 計画外の変更や緊急措置（作業）が生じた場合、事業者等の変更管理のプロセス（変更承認やレビュ

a. 計画外の変更や緊急措置（作業）が生じた場合、事業者の変更管理のプロセス（変更承認やレビュー

記載の適正化（核ー体制含む）に基づき、追加した作業や行為に関する放射線被ばくALARA活動となる新たな目標設定体制含む）に基づき、追加した作業や行為に関する被ばく線量低減活動となる新たな目標設定（閾値）

燃施設等を考慮し（閾値）が設定される等の作業管理が追加されていればその内容を確認する。

が設定されるなどの作業管理が追加されていればその内容を確認する。

た語句統一）

b. 検査官、は放射線作業計画の見直しや変更において、適切性に欠ける行為か否かを判断する。この

b. 検査官は放射線作業計画の見直しや変更において、適切性に欠ける行為か否かを判断する。この確確認においては、被ばく線量の見直しが健全な放射線防護と放射線被ばくALARA活動の原則に基づ認においては、被ばく線量の見直しが健全な放射線防護と被ばく低減活動（ALARA）の原則に基づいて 記載の適正化

いて実施されているかを確認することとし、作業管理の失敗を恐れ、被ばく線量計画を高く設定し直す行実施されているかを確認することとし、作業管理の失敗を恐れ、被ばく線量計画を高く設定し直す行為が為があるか否か及び変更（見直し）の被ばく線量推定値を組織的に評価しているかを確認する。

あるか否か及び変更（見直し）の被ばく線量推定値を組織的に評価しているかを確認する。

c. 事業者等の放射線被ばくALARA活動で継続的な作業の場合、被ばく低減に向け、更なる低減の必要

c. 事業者のＡＬＡＲＡ活動で継続的な作業の場合、被ばく低減に向け、更なる低減の必要性判断につい記載の適正化（核性判断について、事業者等は長期的なプラントの運転計画を考慮し、ALARA活動の計画を策定していて、事業者は長期的なプラントの運転計画を考慮し、ＡＬＡＲＡ活動の計画を策定しているかを検査官は 燃施設等を考慮しるかを検査官は判断すべきである。

判断すべきである。

d. 放射線被ばく ALARA 活動の業務計画で作業場の空間線量率と作業時間等から算出される推定線量

d. 被ばく線量低減活動（ALARA）の業務計画で作業場の空間線量率と作業時間等から算出される推定と過去に実施した当該作業に関する被ばく線量実績を確認する。この評価確認において、過去の実績

線量と過去に実施した当該作業に関する被ばく線量実績を確認する。この評価確認において、過去のからその作業の傾向を確認し、必要に応じて、被ばく線量を低減するための措置を実施しているかを確

実績からその作業の傾向を確認し、必要に応じて、被ばく線量を低減するための措置を実施しているか認する。

を確認する。

e. 被ばく線量予測を著しく超える作業計画を策定した事業者等について、検査官は、放射線被ばく

e. 被ばく線量予測を著しく超える作業計画を策定した事業者について、検査官は被ばく低減活動の妥当

ALARA活動の妥当性を評価する場合、事業者の被ばく追跡調査活動の実施判定値（閾値）を把握す

性を評価する場合、事業者の被ばく追跡調査活動の実施判定値（閾値）を把握する。
f. 被ばく線量予測には限界があり、予測されるばらつきを考慮に入れたある程度の柔軟性を持った、最適る。
f. 被ばく線量予測には限界があり、予測されるばらつきを考慮に入れたある程度の柔軟性を持った、最適記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

な仮定と正確な計算に基づくべきである。

な仮定と正確な計算に基づくべきである。

被ばく線量予測の方法には以下の方法もある。
(a) 過去の作業実績に基づく被ばく線量の推定

被ばく線量予測の方法には以下の方法もある。
(a) 過去の作業実績に基づく被ばく線量の推定

過去に実施した作業活動の作業エリアの線量率に作業等での滞在時間を掛け合わせた推定値(b) 詳細作業項目に基づく被ばく線量の推定

過去に実施した作業活動の作業エリアの線量率に作業等での滞在時間を掛け合わせた推定値(b) 詳細作業項目に基づく被ばく線量の推定
作業計画の詳細の作業項目ごとに被ばく線量を算出し、それを合算した推定値

た語句統一）

作業計画の詳細の作業項目ごとに被ばく線量を算出し、それを合算した推定値
g. 被ばくリスクが高い保守作業の作業進捗の評価で、当初計画していた被ばく線量推定値を超えて、被g. 被ばくリスクが高い保守作業の作業進捗の評価で、当初計画していた被ばく線量推定値を超えて、被ばく線量が増加傾向にある場合、検査官は事業者のトップマネジメントからの指示などのアクションがある

ばく線量が増加傾向にある場合、検査官は事業者のトップマネジメントからの指示等のアクションがあるかについても確認すべきである。
7- 159 -

記載の適正化かについても確認すべきである。

h. 放射線作業計画に基づき実施された作業実績について、検査官は被ばく線量が目標値と異なった結h. 放射線作業計画に基づき実施された作業実績について、検査官は被ばく線量が目標値と異なった結果の作業を３～５件ピックアップし、確実な作業計画の不履行、作業の監督不履行、不十分な事前確認

果の作業を３～５件ピックアップし、確実な作業計画の不履行、作業の監督不履行、不十分な事前確認に伴う計画外被ばく、放射線管理の不履行などの行為によって、発生したかを確認する。

に伴う計画外被ばく、放射線管理の不履行などの行為によって、発生したかを確認する。
i. 検査官は事業者のＡＬＡＲＡ活動を評価する場合、高い線量に着目し、合理的な活動が実施されていi. 検査官は、事業者等の放射線被ばくALARA活動を評価する場合、高い線量に着目し、合理的な活動が実施されているかを確認すべきである。

るかを確認すべきである。
j. 事業者の集団的被ばく線量の推移が予想通りでない場合、事業者の措置として、被ばく線量推定の適

j. 事業者等の集団的被ばく線量の推移が予想どおりでない場合、事業者等の措置として、被ばく線量推定の適格性改善に向かうのではなく、現場の被ばく線量低減対策の検討や改善に展開すべきである。

k. 事業者のＡＬＡＲＡ活動の会合、会議は作業主幹部門、放射線管理部門などの直接関係する部門だ
けではなく、サイトの全体の部門で審議評価されていることを議事録等で確認する。

する部門だけではなく、サイトの全体の部門で審議評価されていることを議事録等で確認する。

管理の内容においては、放射線作業の管理に放射線被ばくALARA活動が盛り込まれた作業手順とな管理の内容において、放射線作業の管理に放射線被ばく低減活動が盛り込まれた作業手順となっていっていることやこの管理内容が放射線作業計画に反映されていることを確認する。

ることやこの管理内容が放射線作業計画に反映されていることを確認する。
b. 事業者の放射線被ばく低減活動の計画に基づき、検査対象施設での活動で、効果のある遮蔽、技術（操作）、運用（使用）を事業者等が実施しているかを確認する。
事業者等は、検査対象施設での放射線被ばくALARA活動の課題に対する再計画等の変更管理に的な行動（操作）、運用（使用）を事業者が実施しているかを確認する。
c.

際し、組織として対応していることを検査官は確認する。
d. 事業者等は、ALARA活動計画の結果で確認した課題、教訓を次回のALARA活動計画につなげる記

して残していることを確認する。
e. 検査対象施設の事業者活動において、検査官は放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的管
f. 検査官はALARA活動等の会合に出席し、事業者が実施している活動中の評価や活動結果の評価・課
題及び目標設定を確認すべきである。
g. 計画された作業の開始前のグループミーティング等において、検査官は事業者が現場作業者と、計画計画された管理の内容のレビューや検討を実施しているかを確認する。
h. 継続中の作業に関して、事業者は作業過程における被ばく線量実績（積算）と作業進捗の状況を適宜記載の適正化
記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）
記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

理の状況を現場で確認し、作業者の被ばく低減活動が盛り込まれていることも視察する。

動結果の評価・課題及び目標設定を確認すべきである。
g. 計画された作業の開始前のグループミーティング等において、検査官は、事業者等が現場作業者と、事業者は検査対象施設での被ばく線量低減活動（ALARA）の課題に対する再計画等の変更管理に

d. 事業者はALARA活動計画の結果で確認した課題、教訓を次回のALARA活動計画につなげる記録と理の状況を現場で確認し、作業者の被ばく低減活動が盛り込まれていることも確認する。
f. 検査官は、放射線被ばくALARA活動等の会合に出席し、事業者等が実施している活動中の評価や活燃施設等を考慮し際し、組織として対応している事を検査官は確認する。

録として残していることを確認する。
e. 検査対象施設の事業者活動において、検査官は放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的管記載の適正化（核(3) ALARA及び放射線作業管理の実施
a. 検査対象として抽出した作業計画に記載されている放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的c.

た語句統一）

た語句統一）

a. 検査対象として抽出した作業計画に記載されている放射線管理上の運営管理、運転管理及び工学的

b. 事業者等のALARA活動計画に基づき、検査対象施設での活動で、効果のある遮蔽、技術的な行動

燃施設等を考慮し格性改善に向かうのではなく、現場の被ばく線量低減対策の検討や改善に展開すべきである。

k. 事業者等の放射線被ばくALARA活動の会合、会議は作業主幹部門、放射線管理部門等の直接関係(3) ALARA及び放射線作業管理の実施

記載の適正化（核記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

された管理の内容のレビューや検討を実施しているかを確認する。
h. 業継続中の作業に関して、事業者は作業過程における被ばく線量実績（積算）と作業進捗の状況を適評価していることを確認する。

記載の適正化宜評価していることを確認する。

i. 被ばく線量の積算値に対して、作業進捗が計画どおりでない場合、事業者等は被ばく線量を低減する

i. 被ばく線量の積算値に対して、作業進捗が計画通りでない場合、事業者は被ばく線量を低減するため

記載の適正化（核ための追加施策について、作業者、監督者、放射線管理部門の職員等と検討していることも検査官は確の追加施策について、作業者、監督者、放射線管理部門の職員等と検討していることも検査官は確認

燃施設等を考慮し

認する。

する。

た語句統一）

j. 事業者等は現場の活動において、放射線作業計画において定めている管理から逸脱した場合、HP

j. 事業者は現場の活動において、放射線作業計画において定めている管理から逸脱した場合、HP（保記載の適正化（核（保健管理部門）と放射線被ばくALARA活動のスタッフ（管理者）もその原因と対応に関与していることを健管理部門）と被ばく線量低減活動（ALARA）のスタッフ（管理者）もその原因と対応に関与していること

燃施設等を考慮し検査官は確認すること。

を検査官は確認すること。

た語句統一）

k. 放射線被ばくALARA活動は検査対象施設の運転中又は停止中に実施する保守に関する緊急作業

k. ALARA活動は検査対象施設の運転中又は停止中に実施する保守に関する緊急作業活動において活動においても、放射線被ばくALARA活動のスタッフが関与していることを確認する。放射線被ばく

も、ALARA活動のスタッフが関与していることを確認する。ALARA活動は線量推定活動に限定する物でALARA活動は線量推定活動に限定するものではなく、被ばく線量低減方策の評価が含まれるべきであはなく、被ばく線量低減方策の評価が含まれるべきである。

記載の適正化

l. 検査官は事業者のＡＬＡＲＡ活動を評価する場合、高線量エリアでの作業や内部被ばくリスクの高い汚記載の適正化（核l. 検査官は、事業者等の放射線被ばくALARA活動を評価する場合、高線量エリアでの作業や内部被ば染のおそれがあるエリアでの作業及び特殊作業（潜水作業等）における作業活動に着目して確認する

燃施設等を考慮しくリスクの高い汚染のおそれがあるエリアでの作業及び特殊作業（潜水作業等）における作業活動に着必要がある。また、放射線の状況は潜在的に変化する（機器等の劣化によって、リスクが上昇）ことも考慮た語句統一）

目して確認する必要がある。また、放射線の状況は、潜在的に変化する（機器等の劣化によって、リスクに入れた評価を実施すべきである。

る。

8- 160 -

が上昇）ことも考慮に入れた評価を実施すべきである。

m. 放射線被ばく低減活動には、作業側の低減活動とプラントの運転や状態及び対応によって実現されm. 放射線被ばくALARA活動には、作業側の低減活動とプラントの運転や状態及び対応によって実現されるものであることを理解しておくこと。

るものであることを理解しておくこと。
n. 事業者のＡＬＡＲＡ活動の評価は、３現主義的な評価が可能である現在実施中の作業のＡＬＡＲＡ計

n. 事業者等の放射線被ばくALARA活動の評価は、３現主義的な評価が可能である現在実施中の作業のALARA計画立案と実施の効果を確認する上で、重要である。

画立案と実施の効果を確認する上で、重要である。
o. 事業者の緊急案件も、実施する放射線作業においても、ＡＬＡＲＡ活動を考慮に入れ、作業計画が策o. 事業者等の緊急案件も、実施する放射線作業においても、放射線被ばくALARA活動を考慮に入れ、作業計画が策定されていることも確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

定されていることも確認する。
p. 放射線作業における個人被ばく線量と集団的被ばく線量の評価確認で、相反する評価結果が生じて

p. 放射線作業における個人被ばく線量と集団的被ばく線量の評価確認で、相反する評価結果が生じている場合、検査官は作業者の経験不足、力量不足や特定の作業者への被ばく集中などの観点で、事象いる場合、検査官は作業者の経験不足、力量不足や特定の作業者への被ばく集中等の観点で、事象を確認する必要がある。

記載の適正化

記載の適正化を確認する必要がある。
q. ALARA活動計画の結果について、個人の放射線被ばく線量、集団的放射線被ばく線量、作業者によq. ALARA活動計画の結果について、個人の放射線被ばく線量、集団的放射線被ばく線量、作業者による汚染事象、内部被ばく及び電子式個人被ばく線量計の警報発生事案等の状況を含め、ＡＬＡＲＡ活

る汚染事象、内部被ばく及び電子式個人被ばく線量計の警報発生事案等の状況を含め、ALARA活動

記載の適正化動計画で達成させる目標（状態も含む）と比較すること。

計画で達成させる目標（状態も含む）と比較すること。
(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス
(4) 放射線業務従事者（作業者）のパフォーマンス

a. 管理区域内作業で、作業者は被ばく線量低減活動の本質（ＡＬＡＲＡの精神）を理解して作業を実施し 記載の適正化

a. 管理区域内作業で、作業者は被ばく線量低減活動の本質（ALARAの精神）を理解して作業を実施しているか否か。また、汚染の恐れがある区域や高線量エリアでの作業は、被ばく低減活動を履行する技ているか否か。また、汚染のおそれがある区域や高線量エリアでの作業は、被ばく低減活動を履行する術的知識や訓練を実施しているかを以下のポイントで確認する。

技術的知識や訓練を実施しているかを以下のポイントで確認する。

(a) 作業者が被ばく低減の為の措置（放射線防護装備、監視機器、保護衣等）に精通しているか。

(a) 作業者が被ばく低減のための措置（放射線防護装備、監視機器、保護衣等）に精通しているか。

(b) 放射線管理員（監視員）は作業者の活動について、適切な指導や監視をしているか。

(b) 放射線管理員（監視員）は、作業者の活動について、適切な指導や監視をしているか。

(c) 放射線作業計画書に記載されている又は、標準手順書に記載されている手順に従って作業者は作(c) 放射線作業計画書に記載されている又は、標準手順書に記載されている手順に従って作業者は作業を実施し、放射線管理員（監視員）はそのホールドポイントを適切に監視しているか。

業を実施し、放射線管理員（監視員）はそのホールドポイントを適切に監視しているか。
b. 検査対象の作業について、作業に携わっている作業グループの技能職員、監督者、管理者、安全スタ

b. 検査対象の作業について、作業に携わっている作業グループの技能職員、監督者、管理者、安全スタ
ッフから個人インタビューを実施し、当該作業に関する知識、認識を把握すること。

ッフから個人インタビューを実施し、当該作業に関する知識、認識を把握すること。
c. 高線量エリアで作業を実施している作業者は作業と作業の合間や作業の段取り確認で、当該高線量

c. 高線量エリアで作業を実施している作業者は、作業と作業の合間や作業の段取り確認で、当該高線量エリアに隣接する待機場所（低線量エリア）を使用すべきである。

記載の適正化

エリアに隣接する待機場所（低線量エリア）を使用すべきである。
d. 事業者の現場作業監督者は放射線作業許可証、放射線作業計画で定めたＡＬＡＲＡ活動の要件を作記載の適正化（核業者が履行していることを管理監督する必要があり、これらの実習監督などの訓練を受けているべきであ

燃施設等を考慮しる。

た語句統一）

d. 事業者等の現場作業監督者は放射線作業許可証、放射線作業計画で定めた放射線被ばくALARA
活動の要件を作業者が履行していることを管理監督する必要があり、これらの実習監督などの訓練を受けているべきである。
5.3 巡視点検を行う際の視点

5.2 巡視点検を行う際の視点(1) 集団的被ばく線量や作業ごとの被ばく線量が正確に集計されるべきである。事業者等は、管理区への入(1) 集団的被ばく線量や作業ごとの被ばく線量が正確に集計されるべきである。事業者は管理区への入域

域時の警報付き個人被ばく線量計貸し出しにおいて、作業件名を登録している。検査官は、作業者が正し時の警報付き個人被ばく線量計貸し出しにおいて、作業件名を登録している。検査官は作業者が正しい

い作業件名を入力していることをチェックポイント等で確認する。

作業件名を入力していることをチェックポイント等で確認する。

(2) 巡視点検では、通路や作業者が普段立ち入る部屋等に、線量の高い機材あるいは放射性固体廃棄物がないことを確認する。
(3) 表面線量が高い放射性固体廃棄物による作業者の無用な被ばく防止を事業者等が講じていることも確認する。
(4) 高線量エリアでの遮蔽の位置の変化を把握し、その状況を近傍での作業を実施している作業者の理解状況も観察すべきである。
(5) 事業者等の放射線被ばくALARA活動の会合に出席し、作業者や協力企業からの被ばく低減提案を確認しておくこと。

(2) 巡視点検では、通路や作業者が普段立ち入る部屋などに、線量の高い機材あるいは放射性固体廃棄物

記載の適正化

記載の適正化が無いことを確認する。
(3) 表面線量が高い放射性固体廃棄物による作業者の無用な被ばく防止を事業者が講じていることも確認する。
(4) 高線量エリアでの遮へいの位置の変化を把握し、その状況を近傍での作業を実施している作業者の理記載の適正化解状況も観察すべきである。
(5) 原子力事業者のＡＬＡＲＡ活動の会合に出席し、作業者や協力企業からの被ばく低減提案を確認しておくこと。
9- 161 -

記載の適正化(6) 事業者等の緊急作業案件がある場合はその作業状況を確認し、被ばく低減のための遮蔽材の設置や設(6) 事業者の緊急作業案件がある場合はその作業状況を確認し、被ばく低減のための遮へい材の設置や設置状況が意図している放射線被ばくALARA活動に合致しているかを観察すべきである。

置状況が意図しているＡＬＡＲＡ活動に合致しているかを観察すべきである。

(7) 高線量エリアでの作業において、使用する待機場所の線量率や線量率表示を確認する。また、当該作燃施設等を考慮し(7) 高線量エリアでの作業において、使用する待機場所の線量率や線量率表示を確認する。また、当該作業を実施している作業者の利用状況も観察する。

記載の適正化（核た語句統一）

業を実施している作業者の利用状況も観察する。

6. 参考資料

6. 参考資料(1) 国際的な防護基準 ICRP １９９７年勧告等(1) 国際的な防護基準 ICRP １９９７年勧告等(2) ｢発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和５０年５月１３日原子力安全委員会決定）(2) ｢発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和５０年５月１３日原子力安全委員会決定）(3) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示(3) 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示(4) 電離放射線障害防止規則関連する技術資料(4) 電離放射線障害防止規則関連する技術資料(5) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格(5) 日本規格協会から発行されるJISハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格(6) 「原子力発電所の職業放射線防護を最適化するための作業管理」（独立行政法人 原子力安全基盤機構）(6) 「原子力発電所の職業放射線防護を最適化するための作業管理」（独立行政法人 原子力安全基盤機構）(7) 個人モニタリング指針（JEAG４６１０－２０１５）(7) 個人モニタリング指針（ＪＥＡＧ４６１０－２０１５）

記載の適正化（核燃施設等を考慮し

7. 改訂履歴7. 改訂履歴

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

施行

1

2021/04/01

記載の適正化備考

た語句統一）

改訂

改訂日

02020/04/01

改訂の概要

備考

施行
改正に伴う修正

表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

規則名

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 73 条及び第 74 条

試験研究用等原子炉施設試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第７条及び第８条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 9 条及び第 10 条

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第 29 条及び第 30 条

加工施設

使用済燃料貯蔵施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号
第 15 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並び

表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設

規則名

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 73 条及び第 74 条

試験研究用等原子炉施設試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第７条及び第８条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 9 条及び第 10 条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵

使用済燃料の貯蔵の事業に

第 29 条及び第 30 条

10

- 162 -

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号
第 15 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，

廃棄物管理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則

第２７条及び第 28 条

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第一
種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第５３条及び第５４条に同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 34 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 63 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 20 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 11 号並びに同条第 2 項第 7 号，第9 号及び第 10 号
第 2 条の 12 第 1 項第 6号，第 7 号及び第 9 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

施設

関する規則

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則

第２７条及び第 28 条

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第一
種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第５３条及び第５４条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 7 号，第9 号及び第 10 号
第 34 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 63 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 20 条第 1 項第 7 号，
第 7 号及び第 11 号並びに同条第２項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 2 条の 12 第 1 項第 6号，第 8 号及び第 9 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

記載の適正化

記載の適正化

記載の適正化

表2 関連する技術基準規則
原子力施設の種別

表2 関連する技術基準規則

技術基準規則条項

原子力施設の種別

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する第 31条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

記載の適正化

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する第 31条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

表 3 検査要件まとめ表
本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

表 3 検査要件まとめ表

01 実用炉

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01 実用炉01

放射線被ばくALARA活動

2年※

4

110

チーム

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線被ばくALARA活動

2年

4

110

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施する。

（追加）に応じた検査頻度

02 研開炉
ID
01
※

を注記

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

02 研開炉

放射線被ばくALARA活動

2年

4

110

チーム

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線被ばくALARA活動

2年

4

110

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

（追加）
11

- 163 -

施設のリスク状態

施設のリスク状態に応じた検査頻度

を注記

03 試験炉ID0102
03

03 試験炉

検査項目
放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw以上※１）

検査頻度

放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw以上※２）

必要に応放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw未満）

必要に応

必要に応
じて
じて
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw以上※１）

必要に応放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw以上※２）

必要に応放射線被ばくALARA活動（熱出力500kw未満）

必要に応

02
03

じて
じて
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線被ばくALARA活動

2年※

4

110

チーム

01

放射線被ばくALARA活動

2年

4

110

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記

05 加工
ID
01
02
※

05 加工

検査項目
放射線被ばくALARA活動（MOX加工）放射線被ばくALARA活動（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

4

110

チーム

01

－

－

チーム

放射線被ばくALARA活動（MOX加工）放射線被ばくALARA活動（ウラン加工）必要に応じて建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

02

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

4

110

チーム

－

－

チーム

必要に応
じて

（追加）

施設のリスク状態る。

に応じた検査頻度
を注記

06 貯蔵

06 貯蔵

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

12

- 164 -

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線被ばくALARA活動

必要に応
じて

13

- 165 -

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

基本検査運用ガイド
空気中放射性物質の管理と低減（新旧対照表）1- 166 -

赤字下線部分が改訂部分
改訂案

現行規定

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

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（BR0040_r1）（BR0040_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」
2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能のび工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る空気中放射性物質の管理と低減の活動状況を確認する。

保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る空気中放射性物質の管理と低減の活動状況を確認する。

当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。

への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

改正に伴う修正

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

2. 検査目的

改訂理由

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

記載の適正化（語句統一）

3. 検査要件
3.1 検査対象

3. 検査要件
3.1 検査対象

本検査は、原子力施設内の空気中放射性物質濃度が、（ＡＬＡＲＡ）と整合性を持って管理されていることを本検査は、プラント内の空気中放射性物質濃度が、（ＡＬＡＲＡ）と整合性を持って管理されていることを確認

記載の適正化（核確認するとともに、サイトにおける呼吸保護装置(全面マスク等)の使用が着用者に過度のリスクをもたらさないこ

するとともに、サイトにおける呼吸保護装置(全面マスク等)の使用が着用者に過度のリスクをもたらさないことを確

燃施設等を考慮しとを確認するものである。

認するものである。

た語句統一）

また、不用意な放射線被ばくや放射性物質の拡散を防止し作業者の被ばく線量を低減するため、「管理区

また、不用意な放射線被ばくや放射性物質の拡散を防止し作業者の被ばく線量を低減するため、「管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定・解除、並びにこれらの区域に係る立入り制限、入退域管理に関するこ域、保全区域及び周辺監視区域の設定・解除、並びにこれらの区域に係る立入り制限、入退域管理に関すること、及び物品の持ち出し制限に関すること」、「空気中放射性物質濃度、空間線量率、表面汚染密度の監視及と、及び物品の持ち出し制限に関すること」、「空気中放射性物質濃度、空間線量率、表面汚染密度の監視及び汚染の除去に関すること」、「区域管理に係る放射線測定器の管理に関すること」が適切に実施されているこび汚染の除去に関すること」、「区域管理に係る放射線測定器の管理に関すること」が適切に実施されていることを確認するものである。

とを確認するものである。

上述した確認は、検査対象施設における全ての区域管理の設定が検査対象になりうるが、本検査では限られ上述した確認は、検査対象施設における全ての区域管理の設定が検査対象になりうるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実た数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実
2- 167 -

施）とする。サンプリング選定に関しては、放射線安全の観点で、放射線作業従事者の被ばくリスクが高い作業施）とする。サンプリング選定に関しては、放射線安全の観点で、放射線作業従事者の被ばくリスクが高い作業を実施している管理区域等を考慮することとし、以下の項目について３～４件の作業を抽出し検査を実施する。

を実施している管理区域等を考慮することとし、以下の項目について３～４件の作業を抽出し検査を実施する。

運用の明確化・チーム検査内容(1) 工学的管理状況(換気空調)の確認(1) 工学的管理状況(換気空調)の確認の一部日常検査で(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認の実施(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器(セルフエアセット等)の管理状況の確認(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器(セルフエアセット等)の管理状況の確認

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4. 検査手順

4. 検査手順4.1 検査前準備

4.1 検査前準備

本検査の実施前に事業者等の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に収集し、検査で確認すべき
方向性や視点を定めて、検査を実施すること。
また、検査対象（サンプル）の選定は、事業者等のパフォーマンスに関する知見を得るためであり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野に集中し設定する。

本検査の実施前に事業者の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に収集し、検査で確認すべき方

記載の適正化

向性や視点を定めて、検査を実施すること。
また、検査対象（サンプル）の選定は、事業者のパフォーマンスに関する知見を得るためであり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野に集中し設定する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

4.2 検査実施

4.2 検査実施

本検査では、原子力施設内の空気中放射性物質濃度や呼吸保護装置等の適切な使用・管理がなされ、管本検査では、プラント内の空気中放射性物質濃度や呼吸保護装置等の適切な使用・管理がなされ、管理区

記載の適正化（核理区域等の設定・解除や入退域管理に関する管理などが適切に実施されていることを以下の項目について確域等の設定・解除や入退域管理に関する管理などが適切に実施されていることを以下の項目について確認す

燃施設等を考慮し認する。

る。

た語句統一）(1) 工学的安全設備の管理状況(換気空調)の確認(1) 工学的安全設備の管理状況(換気空調)の確認

a. 事業者等の空気中放射性物質濃度の管理

a. 事業者の空気中放射性物質濃度の管理。

b. 各種システムの使用における事業者等の手順書及び ALARA との整合

b. 各種システムの使用における事業者の手順書及び ALARA との整合。

c. 空気中放射性物質濃度の変化を監視及び警告するシステム

c. 空気中放射性物質濃度の変化を監視及び警告するシステム。

記載の適正化（核d. 事業者等の設定する区域の線量当量率と表面汚染密度や空気中放射性物質の濃度のレベル評価に

d. 事業者の設定する各種線放射性核種のレベル評価に関する基準値。

燃施設等を考慮し関する基準値(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認

た語句統一）(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認

a. 工学的安全設備の管理が採用できない場合の呼吸保護装置の使用

a. 工学的安全設備の管理が採用できない場合の呼吸保護装置の使用。

b. 放射性物質の摂取を制限するための呼吸保護装置の使用の適切性

b. 放射性物質の摂取を制限するための呼吸保護装置の使用の適切性。

c. 呼吸保護装置における保護（防護係数）のレベルの検証手段

c. 呼吸保護装置における保護（防護係数）のレベルの検証手段。

d. 呼吸保護装置の公的機関等による認定・承認の状況

d. 呼吸保護装置の公的機関等による認定・承認の状況。

e. 着脱及び装置の機能点検の状況

e. 着脱及び装置の機能点検の状況。

f. 呼吸保護装置のプラント内における適切な配置等

f. 呼吸保護装置のプラント内における適切な配置等。

(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器(セルフエアセット等)の管理状況の確認(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器(セルフエアセット等)の管理状況の確認

a. 緊急時使用のためのプラント内の配置状況及び試験記録

a. 緊急時使用のためのプラント内の配置状況及び試験記録。

b. 中央制御室と免震重要棟等の間の圧縮空気ボンベ

b. 中央制御室と免震重要棟等の間の圧縮空気ボンベ。

c. 自給式呼吸器の実使用

c. 自給式呼吸器の実使用。
3- 168 -

d. 自給式空気呼吸器の使用のための訓練と認定

d. 事業者の自給式空気呼吸器の使用のための訓練と認定。

記載の適正化（語e. 自給式空気呼吸器の補充の訓練と認定

e. 自給式空気呼吸器の補充の訓練と認定。

句統一）

f. 自給式空気呼吸器の使用可否

f. 自給式空気呼吸器の使用可否。

g. 自給式空気呼吸器を使用する作業員の是非

g. 自給式空気呼吸器を使用する作業員の是非。

h. 自給式空気呼吸器に関する保守記録

h. 自給式空気呼吸器に関する保守記録。

i. 自給式空気呼吸器保守のための作業員の認定

i. 自給式空気呼吸器保守のための作業員の認定。

j. 自給式空気呼吸器点検作業を管理する手順書等

j. 自給式空気呼吸器点検作業を管理する手順書等。

k. “使用準備完了”な自給式空気呼吸器の最新試験結果

k. “使用準備完了”な自給式空気呼吸器の最新試験結果。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

5. 検査手引

5. 検査手引

5.1 検査前準備にかかる留意事項

5.1 検査前準備にかかる留意事項

本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検査前準備情報を以下に記載する。

本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検査前準備情報を以下に記載する。

【確認する情報の例】【確認する情報の例】(1) 工学的管理状況(換気空調)の確認(1) 工学的管理状況(換気空調)の確認

a. 放射線管理の基本マニュアル類

a. 放射線管理の基本マニュアル類

b. 過去の放射線作業における内部被ばく実績及び検出された放射性物質の核種情報

b. 過去の放射線作業における内部被ばく実績及び検出された放射性物質の核種情報

c. 内部被ばくの測定、管理を定めている要領類

c. 内部被ばくの測定、管理を定めている要領類

d. 管理区域の設定・解除の情報

d. 管理区域の設定・解除の情報

e. 管理区域内の区域区分、特別措置の情報

e. 管理区域内の区域区分、特別措置の情報

f. 管理区域に係る放射線業務従事者の出入り管理、物品の搬出入管理の情報

f. 管理区域に係る放射線業務従事者の出入り管理、物品の搬出入管理の情報

g. 放射線計測器、出入り管理設備等の校正及び管理状況の情報

g. 放射線計測器、出入り管理設備等の校正及び管理状況の情報

h. 過去の放射線管理に関する不適合管理情報

h. 過去の放射線管理に関する不適合管理情報

i. マニュアル・手順等のレビュー状況を確認

i. マニュアル・手順等のレビュー状況を確認

j. 中央制御室空調換気系等の保守管理計画及び実施状況

j. 中央制御室空調換気系等の保守管理計画及び実施状況

k. フィルターの交換状況、性能評価

k. フィルターの交換状況、性能評価(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認

a. 全面マスク等の性能評価

a. 全面マスク等の性能評価

b. 管理状況(配備数、場所等)

b. 管理状況(配備数、場所等)

c. 過去の放射線作業における内部被ばく実績

c. 過去の放射線作業における内部被ばく実績

d. 内部被ばくの測定・管理を定めている要領類

d. 内部被ばくの測定・管理を定めている要領類

e. 事故時の放出想定核種と緊急時放射線作業管理に関する、手順・要領

e. 事故時の放出想定核種と緊急時放射線作業管理に関する、手順・要領
4- 169 -

f. 呼吸保護装置(全面マスク等)の装着方法等の教育訓練資料(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認

f. 呼吸保護装置(全面マスク等)の装着方法等の教育訓練資料(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認

a. 自給式呼吸器の性能評価

a. 自給式呼吸器の性能評価

b. 管理状況(配備数、場所等)

b. 管理状況(配備数、場所等)

c. 自給式呼吸器の装着方法等の教育訓練資料

c. 自給式呼吸器の装着方法等の教育訓練資料(4) 問題の特定及び解決策における検査対象の選定(4) 問題の特定及び解決策における検査対象の選定

a. 不適合管理報告書

a. 不適合管理報告書

b. 不適合管理委員会議事録、指示文書等

b. 不適合管理委員会議事録、指示文書等

5.2 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項

5.2 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 工学的管理状況の確認
a. 事業者等が空気中放射性物質濃度を管理するための工学的管理として換気空調系統を適切に使用していることを確認する。

(1) 工学的管理状況の確認
a. 事業者が空気中放射性物質濃度を管理するための工学的管理として換気空調系統を適切に使用していることを確認する。

可能であれば、空気中放射性物質濃度の潜在性を緩和するために使用する1～2件の既設の換気空可能であれば、空気中放射性物質濃度の潜在性を緩和するために使用する1～2件の既設の換気空記載の適正化（核調系統を選択すること、また、換気流量、流路（吸込み及び排出の配置を含め）及びフィルターユニット・

調系統を選択すること、また、換気流量、流路（吸込み及び排出の配置を含め）及びフィルター／チャコー

燃施設等を考慮しチャコールユニットの効率が、管理区域の空気中放射性物質濃度を、実施可能な範囲で管理区域の制

ル・ユニットの効率が、管理区域の空気中放射性物質濃度を、実施可能な範囲で管理区域の制限値よりた語句統一、

限値よりも低く維持する上で整合していることを確認する。

も低く維持する上で整合していることを確認する。

「／」の削除）b. 可能であれば、汚染区域における作業をサポートするために使用される1～2件の一時的換気空調系統

b. 可能であれば、汚染区域における作業をサポートするために使用される1～2件の一時的換気空調系統の設定（高性能微粒子空気（HEPA）・チャコール負圧ユニット、下降気流テーブル、テント及び他の格納の設定（高性能微粒子空気（HEPA）・チャコール負圧ユニット、下降気流テーブル、テント及び他の格納装置）を選択すること。これらのシステムの使用が事業者等の手順書及び ALARA と整合していることを確装置）を選択すること。これらのシステムの使用が事業者の手順書及び ALARA と整合していることを確認

認する。

する。

c. 空気中放射性物質濃度の変化を監視及び警告するために、可搬型若しくは設置型のシステムを選択しc. 空気中放射性物質濃度の変化を監視及び警告するために、可搬型若しくは設置型のシステムを選択している場合、ALARA の制限値内に維持されることを確保するために、警報と設置点が事業者等の措置をている場合、ALARA の制限値内に維持されることを確保するために、警報と設置点が事業者の措置を促促すために十分であることを確認する。

すために十分であることを確認する。

d. 事業者等が、空気中ベータ線放射性核種（例：プルトニウム-241）、及びアルファ線放射性核種のレベ
ル評価に関する基準値を確立していることを確認する。

評価に関する基準値を確立していることを確認する。
e. 恒久的及び暫定的換気について、この検査項目の重点は、事業者が呼吸保護の代わりに、実行可能能な範囲で、工学的管理を使用していることを確認することである。現場での暫定的な換気の使用の効果な範囲で、工学的管理を使用していることを確認することである。現場での暫定的な換気の使用の効果性

性は、検査手順書に従って確認する。

は、検査手順書に従って確認する。

性物質の無い区域に移動させる可能性のあるプラントの換気の流れの問題に注意する。

記載の適正化
記載の適正化d. 事業者が、空気中ベータ線放射性核種（例：プルトニウム-241）、及びアルファ線放射性核種のレベル

e. 恒久的及び暫定的換気について、この検査項目の重点は、事業者等が呼吸保護の代わりに、実行可f. 現場確認時においては、誤った流れによって空気中放射性物質濃度の高い管理区域から空気中放射

記載の適正化

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

f. 現場確認時においては、誤った流れによって空気中放射性物質濃度の高い管理区域から空気中放射性物質の無い区域に移動させる可能性のあるプラントの換気の流れの問題に注意する。

g. 不適切に維持管理された真空掃除機は、空気中放射性物質の無用な拡散・流出事象を発生させる原g. 不適切に維持管理された真空掃除機は、空気中放射性物質の無用な拡散・流出事象を発生させる原記載の適正化（核因となる。事業者等は真空掃除機が保守され、また評価されていない空気中放射性物質の放出源となら因となる。事業者は真空掃除機が保守され、また評価されていない空気中放射性物質の放出源とならな燃施設等を考慮しないことを確保するプログラムを持っていることを確認する。

いことを確保するプログラムを持っていることを確認する。

た語句統一）

h. 空気中放射性物質監視装置に係る手順について－ 設定点の基準を決めるために、事業者等の空気

h. 空気中放射性物質監視装置に係る手順について－ 設定点の基準を決めるために、事業者の空気中中放射性物質監視計器の校正及び運転の設定手順書に基づき、適切に管理されていることを確認する。

放射性物質監視計器の較正及び運転の設定手順書に基づき、適切に管理されていることを確認する。

i. 事業者等の空気中放射性物資濃度に関するプログラムでは、過去の破損燃料事象によってプラント配i. 事業者の空気中放射性物資濃度に関するプログラムでは、過去の破損燃料事象によってプラント配管

記載の適正化（核管の腐食層又はプラントの他の区域に組込まれ、研削、溶接、又はその他の作業活動によって放出されの腐食層又はプラントの他の区域に組込まれ、研削、溶接、又はその他の作業活動によって放出される

燃施設等を考慮しる空気中放射性物質のアルファ線放射体を考慮に入れるべきである。

空気中放射性物質のアルファ線放射体を考慮に入れるべきである。

た語句統一、誤5- 170 -

j. 施設建屋の大物搬入口を開放した際に、負圧のバランスが崩れ、施設建屋から他の建屋に汚れた空気

j. 施設建屋の大物搬入口を開放した際に、負圧のバランスが崩れ、施設建屋から他の建屋に汚れた空気が逆流する可能性があることから、建屋内の負圧の維持に着目する必要がある。大物搬入口を開放時のが逆流する可能性があることから、建屋内の負圧の維持に着目する必要がある。大物搬入口を開放時の運転員の操作手順、負圧の自動制御等を確認する。

運転員の操作手順、負圧の自動制御等を確認する。

(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の使用・管理状況の確認記）

a. 空気中放射性物質濃度を最小限にするために工学的管理を採用することが実際的でない状況に対し

a. 空気中放射性物質濃度を最小限にするために工学的管理を採用することが実際的でない状況に対しては、事業者等によって空気中放射性物質濃度が ALARA となるような呼吸保護装置を適切に使用してては、事業者によって空気中放射性物質濃度が ALARA となるような呼吸保護装置を適切に使用してい記載の適正化（核いることを確認する。

ることを確認する。

燃施設等を考慮しb. 放射性物質の摂取を制限するために呼吸保護装置が使用されている場合には、使用可能であれば、1b. 放射性物質の摂取を制限するために呼吸保護装置が使用されている場合には、使用可能であれば、1た語句統一）～2件の作業活動を選択すること、また、事業者等が、さらなる工学的管理が実際的ではなく、また呼吸保～2件の作業活動を選択すること、また、事業者が、さらなる工学的管理が実際的ではなく、また呼吸保護

記載の適正化護装置の使用が ALARA に基づくものであると評価したことの適切性を確認する。

装置の使用が ALARA に基づくものであると評価したことの適切性を確認する。

c. 事業者等が、使用中の呼吸保護装置によって提供される保護（防護係数）のレベルが、少なくとも、事c. 事業者が、使用中の呼吸保護装置によって提供される保護（防護係数）のレベルが、少なくとも、事業記載の適正化（核業者等の作業管理対策及び線量評価において想定されたものと同等に良好であることを検証する手段

者の作業管理対策及び線量評価において想定されたものと同等に良好であることを検証する手段（通常燃施設等を考慮し（通常の生物学的検定法）を確立したことを確認する。

の生物学的検定法）を確立したことを確認する。

た語句統一）

d. 放射性物質の摂取を制限するために使用される呼吸保護装置が、公的機関等(厚生労働省等)によっ

d. 放射性物質の摂取を制限するために使用される呼吸保護装置が、公的機関等(厚生労働省等)によって認定・承認の状況を確認する。面体とろ過材に検定合格標章が貼付されていることを確認する。呼吸保て認定・承認の状況を確認する。面体とろ過材に検定合格標章が貼付されていることを確認する。呼吸保護装置が使用されている場合には、使用可能であれば、1～2件の作業活動を選択すること。装置が公的

護装置が使用されている場合には、使用可能であれば、1～2件の作業活動を選択すること。装置が公的機関の認定・承認条件と整合性を以て使用されていることを確認する。

機関の認定・承認条件と整合性を以て使用されていることを確認する。

e. 着脱、及び適宜、装置の機能の点検状況を監視すること。また、事業者等とのインタビューを通じて、事

e. 着脱、及び適宜、装置の機能の点検状況を監視すること。また、事業者とのインタビューを通じて、事業記載の適正化（核業者等が装置を安全に使用する方法及び装置の機能不全又は異例の事象（電源の喪失、空気の喪失

者が装置を安全に使用する方法及び装置の機能不全又は異例の事象（電源の喪失、空気の喪失など）

燃施設等を考慮しなど）に適切に対応する方法を検証すること。現場の観察が制限される場合は、その装置の使用者向けに適切に対応する方法を検証すること。現場の観察が制限される場合は、その装置の使用者向けの訓練

た語句統一）の訓練カリキュラムを確認すること、また、選ばれた1～3件の個人による装置使用の実演を要求すること。

カリキュラムを確認すること、また、選ばれた1～3件の個人による装置使用の実演を要求すること。

f. 呼吸保護装置が、プラント内に適切に配置されて使用準備が整っていること、保管されている5～10件のf. 呼吸保護装置が、プラント内に適切に配置されて使用準備が整っていること、保管されている5～10件の呼吸保護装置を選択すること。装置の部材（マスク又はフード、ハーネス、エアライン、調整装置、酸素ボ

呼吸保護装置を選択すること。装置の部材（マスク又はフード、ハーネス、エアライン、調整装置、酸素ボンベなど）の物理的状態を観察し、それぞれの定期点検の記録を確認すること。また、必要不可欠な機器

ンベなど）の物理的状態を観察し、それぞれの定期点検の記録を確認すること。また、必要不可欠な機器（例えば、圧力調整器、吸入・呼気弁、ホース接続金具）の保守記録を確認すること。部品の補修を指名（例えば、圧力調整器、吸入・呼気弁、ホース接続金具）の保守記録を確認すること。部品の補修を指名された作業員が、業者の提供する訓練を受けていることを検証すること。

された作業員が、業者の提供する訓練を受けていることを検証すること

記載の適正化（核g. 事業者等の ALARA 評価の詳細のレベルと範囲は、放射線ハザードとバランスのとれたものであるべき

g. 事業者の ALARA 評価の詳細のレベルと範囲は、放射線ハザードとバランスのとれたものであるべきで燃施設等を考慮しである（内部・外部放射線被ばくの両方）。これらの評価もまた、放射性物質による被ばく以外の要素を考ある（内部・外部放射線被ばくの両方）。これらの評価もまた、放射性物質による被ばく以外の要素を考慮た語句統一、脱慮する必要がある（作業者の受理、汚染管理、熱応力など）。

する必要がある（作業者の受理、汚染管理、熱応力など）。

字）

h. 検査官は、これらの装置の使用に関する事業者等の決定と条件に関する特別の承認と共に発行された規制当局の安全評価を参照すべきである。

h. 検査官は、これらの装置の使用に関する事業者の決定と条件に関する特別の承認と共に発行された規制当局の安全評価を参照すべきである。

i. 公的機関（厚生労働省）等によって認定された呼吸保護装置及び設備は、認定番号の付いたラベルを

i. 公的機関（厚生労働省）等によって認定された呼吸保護装置及び設備は、認定番号の付いたラベルを貼付していることを確認する。認定番号は、呼吸保護具の特定の構成配置と適用に関して固有なもので貼付していることを確認する。認定番号は、呼吸保護具の特定の構成配置と適用に関して固有なものである。規制当局が発行した認定番号に従って列挙されていない交換部品を使用した場合には、例え、こある。規制当局が発行した認定番号に従って列挙されていない交換部品を使用した場合には、例え、これらの部品が別の呼吸保護具への使用に対して認定されていても、その認定は無効である。

れらの部品が別の呼吸保護具への使用に対して認定されていても、その認定は無効である。

j. 空気の質と量 － コンプレッサを用いた呼吸空気供給のための空気摂取は、ガス又は他の汚染物質

j. 空気の質と量 － コンプレッサを用いた呼吸空気供給のための空気摂取は、ガス又は他の汚染物質（例えば、洗浄液からの有毒な蒸気、窒素・ハロン消火システム、又はディーゼル機関の排気）が、呼吸す（例えば、洗浄液からの有毒な蒸気、窒素・ハロン消火システム、又はディーゼル機関の排気）が、呼吸する空気に混入されないことを確保するように、事業者等によって管理・監視されるべきである。

る空気に混入されないことを確保するように、事業者によって管理・監視されるべきである。

記載の適正化

k. 事業者等のパフォーマンス について－検査官は、この領域における劣化が、事業者等の呼吸保護訓

k. 事業者のパフォーマンス について－検査官は、この領域における劣化が、事業者の呼吸保護訓練に記載の適正化（核練における劣化及び人的パフォーマンス領域における分野横断的な問題をどの程度まで提示しているかおける劣化及び人的パフォーマンス領域における分野横断的な問題をどの程度まで提示しているかを確

燃施設等を考慮しを確認する。

認する。

た語句統一）

6- 171 -

l. 設備の保管、保守及び品質保証 － 品質保証のレベルは、呼吸保護装置の適用の安全上の重要性とl. 設備の保管、保守及び品質保証 － 品質保証のレベルは、呼吸保護装置の適用の安全上の重要性とバランスのとれたものであるべきである。検査官は、生命と健康に直接的に有害な低酸素又はその他の雰

バランスのとれたものであるべきである。検査官は、生命と健康に直接的に有害な低酸素又はその他の雰

囲気の中で使用される呼吸保護装置に関して、呼吸のプログラムの安全上重要な要素（例えば、適合試

囲気の中で使用される呼吸保護装置に関して、呼吸のプログラムの安全上重要な要素（例えば、適合試

験、訓練、待機救援者の提供、及び装置の配置構成）の適切な実施を検証すべきである。

験、訓練、待機救援者の提供、及び装置の配置構成）の適切な実施を検証すべきである。

(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認
a. 保安規定、技術仕様書及び緊急時運転手順書等の要件に基づいて、緊急時の使用のためにプラント
内の配置状況及び試験記録を確認すること。
b. 緊急状態時における中央制御室と免震重要棟等の間の圧縮空気ボンベの輸送に関する事業者等の能力を検査すること。また、圧縮空気ボンベに適切に空気が補充されていることを確認する。
c. 中央制御室当直班から少なくとも3人の当直員、及び、現在、緊急時任務（例えば、現場捜索救助任務）の担当から少なくとも3人を選ぶこと。

(3) 緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認
a. 保安規定、技術仕様書及び緊急時運転手順書等の要件に基づいて、緊急時の使用のためにプラント
内の配置状況及び試験記録を確認すること。
b. 緊急状態時における中央制御室と免震重要棟等の間の圧縮空気ボンベの輸送に関する事業者の能力を検査すること。また、圧縮空気ボンベに適切に空気が補充されていることを確認する。
c. 中央制御室当直班から少なくとも3人の当直員、及び、現在、緊急時任務（例えば、現場捜索救助任
d. 中央制御室運転員及び他の緊急時対応と放射線防護の作業員（プラント内の捜索救助任務を任命された、又は緊急時運転手順書又は緊急時計画によって要求された）が、自給式空気呼吸器の使用のたれた、又は緊急時運転手順書又は緊急時計画によって要求された）が、自給式空気呼吸器の使用のための訓練等を受け、適性認定されているか否かを確認すること。

めの訓練等を受け、適性認定されているか否かを確認すること。

いるか否かを確認すること。

いるか否かを確認すること。
f. 適切なサイズと種類のマスクが使用可能であることを検証すること。

g. 当直運転員2～3人を選び、彼等が顔をマスクでカバーするのを妨げるような顔に懸かる髪型でないこと

g. 当直運転員2～3人を選び、彼等が顔をマスクでカバーするのを妨げるような顔に懸かる髪型でないことを検証すること。さらに、顔を適切にカバーできない状態となる眼鏡等を使用していないことを検証するこを検証すること。さらに、顔を適切にカバーできない状態となる眼鏡等を使用していないことを検証すること。

と。

いる自給式空気呼吸器に関する過去2年間の保守記録を確認すること。

た語句統一）

e. 自給式空気呼吸器の補充を任命された作業員が、その仕事に関する訓練を受けて、適性認定されてf. 適切なサイズと種類のマスクが使用可能であることを検証すること。

h. 事故状態時に運転員の活動をサポートするために使用される、また“使用準備完了”として指定されて燃施設等を考慮し務）の担当から少なくとも3人を選ぶこと。

d. 中央制御室運転員及び他の緊急時対応と放射線防護の作業員（プラント内の捜索救助任務を任命さ

e. 自給式空気呼吸器の補充を任命された作業員が、その仕事に関する訓練を受けて、適性認定されて記載の適正化（核h. 事故状態時に運転員の活動をサポートするために使用される、また“使用準備完了”として指定されている自給式空気呼吸器に関する過去2年間の保守記録を確認すること。

i. 自給式空気呼吸器の保守又は補修が、適性認定された作業員によって実施されていることを検証する

i. 自給式空気呼吸器の保守又は補修が、適性認定された作業員によって実施されていることを検証すること。これらの重要な装置は、通常、圧力要求型空気調整器（安全弁等）及び低圧警報装置である。（自こと。これらの重要な装置は、通常、圧力要求型空気調整器（安全弁等）及び低圧警報装置である。（自記載の適正化（脱主点検も加味すること）。

主点検も加味すること）

字）

j. 自給式空気呼吸器の点検作業を管理するための現場の保守手順書を確認すること、また、自給式空気呼吸器製造業者の推奨する点検手法との不整合点を全て特定すること。
k. “使用準備完了”として指定されている自給式空気呼吸器に関しては、要求された定期的なボンベの試験結果及び最新式であることを確認すること。

j. 自給式空気呼吸器の点検作業を管理するための現場の保守手順書を確認すること、また、自給式空気呼吸器製造業者の推奨する点検手法との不整合点を全て特定すること。
k. “使用準備完了”として指定されている自給式空気呼吸器に関しては、要求された定期的なボンベの試験結果及び最新式であることを確認すること。

l. 一般に、検査は放射線緊急時の対応における自給式呼吸器の使用に対して重点を置くべきであって、

l. 一般に、検査は放射線緊急時の対応における自給式呼吸器の使用に対して重点を置くべきであって、消防隊の設備に対してではない。しかし、一部の領域においては重複部分があることがある。例えば、自消防隊の設備に対してではない。しかし、一部の領域においては重複部分があることがある。例えば、自給式呼吸器の管理一覧及び保守に関する消防隊の手順書にも、また、放射線緊急時に使用するために給式呼吸器の管理一覧及び保守に関する消防隊の手順書にも、また、放射線緊急時に使用するために計画されたユニットが含まれていることがある。消防隊の設備に関して発生する問題は、本庁の火災防護計画されたユニットが含まれていることがある。消防隊の設備に関して発生する問題は、本庁の火災防護

関係の検査官と一緒に検討されるべきである。

関係の検査官と一緒に検討されるべきである。

m. 訓練プログラムが呼吸装置のボンベの取替え能力を維持していることを検証するために、事業者等が取替えを立証できることを確認する。

m. 訓練プログラムが呼吸装置のボンベの取替え能力を維持していることを検証するために、事業者が取替えを立証できることを確認する。

n. 自給式呼吸器の適切な試験は、安全上、一般的な呼吸保護具の適切な試験よりもさらに重要である。

n. 自給式呼吸器の適切な試験は、安全上、一般的な呼吸保護具の適切な試験よりもさらに重要である。

不適切な自給式呼吸器の使用は、顔カバーから過度な空気漏れを引き起こすことがある。この様な漏れ

不適切な自給式呼吸器の使用は、顔カバーから過度な空気漏れを引き起こすことがある。この様な漏れは、著しく自給式呼吸器のボンベの給気供用寿命を低下させ、作業員の安全とともに着用者の任務を脅は、著しく自給式呼吸器のボンベの給気供用寿命を低下させ、作業員の安全とともに着用者の任務を脅かす可能性がある。

かす可能性がある。

o. 呼吸保護具の製造業者（ベンダー）と許可取得者の手順書の差異について検討すること。

o. 呼吸保護具の製造業者（ベンダー）と許可取得者の手順書の差異について検討すること。
7- 172 -

記載の適正化5.3 現場確認を行う際の視点

5.3 現場確認を行う際の視点(1) 各換気空調系の差圧、流量等及びフィルターに損傷がないことを確認する。また、ダクトに腐食等がないこ(1) 各換気空調系の差圧、流量等及びフィルターに損傷がないことを確認する。また、ダクトに腐食等がないことを確認する。ダクト外部及び内部の点検方法、点検頻度等を事業者等にインタビューし確認する。

とを確認する。ダクト外部及び内部の点検方法、点検頻度等を事業者にインタビューし確認する。

(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の設置状況、個数、使用の可否等を確認する。また、当該装置の漏えいが(2) 呼吸保護装置(全面マスク等)の設置状況、個数、使用の可否等を確認する。また、当該装置の漏えいがないこと等の性能試験を事業者等が実施している際は、試験の状況、試験装置の保守管理状況を確認すないこと等の性能試験を事業者が実施している際は、試験の状況、試験装置の保守管理状況を確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）る。
(3) 自給式呼吸器の設置状況、個数、空気の充填状況等を確認する。

(3) 自給式呼吸器の設置状況、個数、空気の充填状況等を確認する。

(4) 管理区域として設計されたプラント及び関連する換気系統又は監視装置(ダストモニタ等)の区域を特定す(4) 管理区域として設計されたプラント及び関連する換気系統又は監視装置(ダストモニタ等)の区域を特定するために、変更許可申請書、保安規定、技術仕様書等を確認する。

るために、変更許可申請書、保安規定、技術仕様書等を確認する。

(5) 呼吸保護プログラム及び使用される装置の種類に関する変更許可申請書等を確認する。

(5) 呼吸保護プログラム及び使用される装置の種類に関する変更許可申請書等を確認する。

(6) 緊急時の使用のために保管されている呼吸保護装置の場所と台数を特定するために変更許可申請書、(6) 緊急時の使用のために保管されている呼吸保護装置の場所と台数を特定するために変更許可申請書、技術仕様書、緊急時計画文書等を確認する。

技術仕様書、緊急時計画文書等を確認する。

(7) 自給式空気呼吸器を含む呼吸保護設の保守、検査及び使用に関する事業者等の手順書を確認する。更

(7) 自給式空気呼吸器を含む呼吸保護設の保守、検査及び使用に関する事業者の手順書を確認する。更にに空気中放射性物質に係る作業環境の保守に関する手順書を確認する。

記載の適正化

空気中放射性物質に係る作業環境の保守に関する手順書を確認する。

(8) 核燃料物質等を非密封で取り扱う施設では、建屋内の空調設備による空気（流体）の流れを事業者等が運用の明確化

把握していることを確認し、汚染発生時の空気の流れの上流、下流の把握ができる状況であることも確認す・現場確認を行う

る。

際の視点追加・核燃視点として、現場確認時の視点に追加（クリ6．改訂履歴6．改訂履歴

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

施行

1

2021/04/01

記載の適正化

備考

ーンアップ時の内

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

備考

部被ばく防止）施行

改正に伴う修正
表1 関連する施行規則条項

表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電
用原子炉施設研究開発段階発電用
原子炉の設置、運転等に関する規則第 73 条及び第 74 条

試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第７条及び第８条

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 9 条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第１２号並びに同条第 3 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号
第 15 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 9 号，第１１号及び第 12 号

原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電
用原子炉施設研究開発段階発電用
原子炉の設置、運転等に関する規則

試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供す 第７条及び第８条
る原子炉等の設置、運転等に関する規則

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

8- 173 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

第 73 条及び第 74 条

第 9 条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号並びに同条第 3 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，
第 11 号及び第１２号並びに同条第 3 項第 9 号，
第 11 号及び第 12 号
第 15 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第２項第 9 号，第１１号及び第 12 号

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則第２７条及び第 28 条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

第 8 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 34 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設第２７条及び第 28 条

第 63 条第 1 項第 7 号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第 8 号，第10 号及び第 11 号

第一種廃棄物埋設施設

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 11 号並びに同条第２項第 7 号，第9 号及び第 10 号

第二種廃棄物埋設施設

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6号，第 7 号及び第 9 号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

使用施設等

核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃
料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則第５３条及び第５４条

第５３条及び第５４条

第 8 条第 1 項第 7 号，第9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 7 号，第9 号及び第 10 号
第 34 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 10 号並びに同条第 2 項第 8 号，第10 号及び第 11 号
第 63 条第 1 項第 7 号，第９号及び第 10 号並びに同条第２項第 8 号，第10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，
第 9 号及び第 11 号並びに同条第２項第 8 号，第10 号及び第 11 号

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6号，第 8 号及び第９号並びに同条第 2 項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤表 2 関連する技術基準規則条項

表 2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項記）

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条、第 40 条及び第 42 条

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条、第 17 条、第 31 条、第 52 条で準用する
第 31 条、第 59 条で準用する第 31 条、第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条、第 26 条及び第 28 条

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条、第 21 条及び第 23 条

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条、第 20 条及び第 22 条

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

記載の適正化（誤特定廃棄物管理施設

第 16 条、第 19 条及び第 21 条

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで記）

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条、第 19 条及び第 21 条

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで(第 41 条の内容は第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設－

遮蔽であり、外部

使用施設等

第 9 条、第 19 条、第 20 条及び第 23 条

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

被ばく関係のた

記載の適正化（誤記）

め、削除が適当と考える。以下の施
表 3 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

設も同様の部分を

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

削除。なお、実用

01 実用炉01 実用炉炉も同様と考え

ID

検査項目

01

空気中放射性物質の管理と

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年

3以上

45

チーム

01

空気中放射性物質の管理と※

9- 174 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

3以上

45

チーム

る。)

低減
※

低減

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す（追加）

施設のリスク状態る。

に応じた検査頻度を注記

02 研開炉
ID

検査項目

01

空気中放射性物質の管理と低減※

02 研開炉
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

3以上

45

チーム

01

空気中放射性物質の管理と低減

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

3以上

45

チーム
施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

いては、必要に応じて検査を実施する。

を注記
03 試験炉03 試験炉

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw以上※１）
空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw以上※２）空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw未満）

必要に応

02

03

じて
必要に応
じて
必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw以上※１）
空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw以上※２）空気中放射性物質の管理と低減（熱出力500kw未満）

必要に応

02

03

じて
必要に応
じて
必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID

検査項目

01

空気中放射性物質の管理と
低減

※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

3以上

45

チーム

01

空気中放射性物質の管理と低減

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

3以上

45

チーム
施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記

05 加工
ID

検査項目

01

空気中放射性物質の管理と低減（MOX加工）
空気中放射性物質の管理と低減（ウラン加工）

02
※

05 加工
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

2以上

30

チーム

01

－

－

チーム

空気中放射性物質の管理と低減（MOX加工）
空気中放射性物質の管理と低減（ウラン加工）必要に応じて建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

02

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

2以上

30

チーム

－

－

チーム

必要に応
じて

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記
06 貯蔵

06 貯蔵

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応

10

- 175 -

じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

空気中放射性物質の管理と
低減

必要に応

11

- 176 -

じて

基本検査運用ガイド
放射性気体・液体廃棄物の管理（新旧対照表）1- 177 -

赤字下線部分が改訂部分
改訂案

現行規定

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射性気体・液体廃棄物の管理

放射性気体・液体廃棄物の管理（BR0050_r1）（BR0050_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1. 監視領域

改訂理由

改正に伴う修正

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

大分類：「放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」「公衆に対する放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」「公衆に対する放射線安全」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加検査分野：「放射線管理」

工）「従業員に対する放射線安全」「公衆に対する放射線安全」（貯蔵、管理、埋設、使用）記載の適正化（BR0040 との横並び）検査分野：「放射線管理」

2. 検査目的

2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」とい係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設のう。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る気体及び液体の放射性廃棄物管理の活動状況

機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る気体及び液体の放射性廃棄物管理の活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

併せて行う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。

準への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。
3. 検査要件
3.1 検査対象
放射性気体・液体廃棄物の放出管理に関わる施設の全てのシステム・機器並びに事業者等の放出管理プ

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

記載の適正化（語句統一）

3. 検査要件
3.1 検査対象
放射性気体・液体廃棄物の放出管理に関わる施設の全てのシステム・機器並びに事業者の放出管理プロ 記載の適正化

ロセスが検査対象となりうるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象についてセスが検査対象となりうるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、それら対象について検検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とする。なお、サンプル選定に際しては、安全系・非安査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とする。なお、サンプル選定に際しては、安全系・非安全

全系の区分に係わらず、検査実施時点でのシステム・機器並びに事業者等の放出管理プロセスの安全上の系の区分に係わらず、検査実施時点でのシステム・機器並びに事業者の放出管理プロセスの安全上の重要

重要度を考慮する。

度を考慮する。
2- 178 -

記載の適正化本検査では以下の項目を着目することで、事業者等が放射性気体・液体廃棄物の放出管理システム・機器

本検査では以下の項目を着目することで、事業者が放射性気体・液体廃棄物の放出管理システム・機器のの機能の維持、並びに放射性気体・液体廃棄物の放出管理プロセスの維持を適切に実施していることを確認

機能の維持、並びに放射性気体・液体廃棄物の放出管理プロセスの維持を適切に実施していることを確認すする。その結果、システム・機器の動作が疑われる状態、並びに放出管理プロセスの適切な遂行が疑われる状る。その結果、システム・機器の動作が疑われる状態、並びに放出管理プロセスの適切な遂行が疑われる状態

態が検知された場合については、本検査において、その後の事業者等の適切な対応を確認する。

が検知された場合については、本検査において、その後の事業者の適切な対応を確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮し(1) 校正・試験プログラム(1) 校正・試験プログラム(2) サンプリングと分析(2) サンプリングと分析(3) 計装と設備の維持管理(3) 計装と設備の維持管理(4) 周辺公衆の被ばく線量評価(4) 周辺公衆の被ばく線量評価

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順
4.1

検査前準備(1) 放射線管理等報告書等の確認と検査計画の立案

検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順4.1

検査実施
本検査では、事業者等の行う放射性気体・液体廃棄物の放出管理に係る活動を監視するために以下について確認を行う。

検査前準備(1) 放射線管理等報告書等の確認と検査計画の立案

検査を実施する前に関連文書及び記録を確認による準備作業を行う。
4.2

た語句統一）

検査を実施する前に関連文書及び記録を確認による準備作業を行う。
4.2

検査実施
本検査では、事業者の行う放射性気体・液体廃棄物の放出管理に係る活動を監視するために以下について確認を行う。

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）(1) 校正・試験プログラム(1) 校正・試験プログラム

a. 監視計装設備

a. 監視計装設備(2) サンプリングと分析(2) サンプリングと分析

a． サンプリングに係る管理、手法、分析、品質等

a． サンプリングに係る管理、手法、分析、品質等(3) 計装と設備の維持管理(3) 計装と設備の維持管理

a. 放射性気体廃棄物

a. 放射性気体廃棄物(a) 放射性気体廃棄物放出流量計測装置(a) 放射性気体廃棄物放出流量計測装置(b) フィルタ設備(b) フィルタ設備(c) 事故時放射線モニタ(c) 事故時放射線モニタ

b. 放射性液体廃棄物

b. 放射性液体廃棄物(a) 放射性液体廃棄物放出流量計測装置(a) 放射性液体廃棄物放出流量計測装置

3- 179 -

(4) 周辺公衆の被ばく線量評価(4) 周辺公衆の被ばく線量評価

a. 放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う前回の放射線管理等報告書。

a. 放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う前回の放射線管理等報告書。

b. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う予測線量。

b. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う予測線量。

c. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う記録。

c. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う記録。

d. 異常な放出が放射線モニタで監視できていることの確認。

d. 異常な放出が放射線モニタで監視できていることの確認。

(5) 設備のウォークダウンと聴取設備のウォークダウンと聴取では、選定した機器及び設備について、放出管理測定記録や放出許可記
録を用い事業者の保守部門（施設担当者）と技術部門（放射線管理部門）の職員と同行し、以下の状況を確認する。
a. 選定した検査対象設備の配置、系統構成及び接続が設計図書（設置許可書・事業許可書など）どおり

記載の適正化（5.4 と内容が重複のため削除）・記載事項重複による削除であることを実物確認によって行い、無許可改造や偽装が行われていないことを確認する。

・5.4(1)に同じ内
放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び換気空調設備の運転状況について、維持管b.
容が書かれている
理記録を基に運転状況を確認する。
ため削除
c. 放出管理測定記録や放出許可記録を用いどこで、どのようにサンプリングしたのかを確認する。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引

5.1 サンプル選定に関連する検査対象となる設備

5.1 サンプル選定に関連する検査対象となる設備

5.1.1 発電炉

5.1.1 発電炉

以下に、本検査においてサンプルの対象となる発電炉の設備例を示す。
(1) 放射性気体廃棄物
a. 放射性気体廃棄物処理設備

以下に、本検査においてサンプルの対象となる発電炉の設備例を示す。
(1) 放射性気体廃棄物
a. 放射性気体廃棄物処理設備

放射性気体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管及び排気筒
b. 換気空調設備

放射性気体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管及び排気筒。
b. 換気空調設備

管理区域である各建屋及び各フロアの吸気口から排気ファンを経由し排気筒までの空調設備、ダク

管理区域である各建屋及び各フロアの吸気口から排気ファンを経由し排気筒までの空調設備、ダク

ト、配管等の各機器
c.

監視計装設備ト、配管等の各機器
記載の適正化（誤c.

監視計装設備放射性気体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、排気筒の排出する気体を連続的に放射放射性気体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、排気筒の排出する気体を連続的に放射線測定している放射線測定設備やサンプリング装置及び集塵装置を含む配管及び流量計測設備等

線測定している放射線測定設備やサンプリング装置及び集塵装置を含む配管及び流量計測設備等

＜ＢＷＲ＞

＜ＢＷＲ＞
4

- 180 -記）

(a) 復水器空気抽出器排ガス系(a) 復水器空気抽出器排ガス系(b) 原子炉建屋換気系（排気）(b) 原子炉建屋換気系（排気）(c) タービン建屋換気系（排気）(c) タービン建屋換気系（排気）(d) 廃棄物処理建屋換気系（排気）(d) 廃棄物処理建屋換気系（排気）(e) 非常用ガス処理系(e) 非常用ガス処理系

＜ＰＷＲ＞

＜ＰＷＲ＞

(a) 窒素廃ガス処理系（ガス減衰タンク含む）(a) 窒素廃ガス処理系（ガス減衰タンク含む）(b) 水素廃ガス処理系（水素再結合ガス減衰タンク含む）(b) 水素廃ガス処理系（水素再結合ガス減衰タンク含む）(c) 格納容器空調装置（格納容器排気系統）(c) 格納容器空調装置（格納容器排気系統）(d) 補助建屋換気空調設備（補助建屋排気系統）(d) 補助建屋換気空調設備（補助建屋排気系統）(e) アニュラス空気浄化設備(e) アニュラス空気浄化設備(f) 安全補機室空気浄化設備(f) 安全補機室空気浄化設備

上記のような気体廃棄物処理設備及び換気空調設備。

上記のような気体廃棄物処理設備及び換気空調設備。

(2) 放射性液体廃棄物
a. 放射性液体廃棄物処理設備(2) 放射性液体廃棄物
a. 放射性液体廃棄物処理設備

放射性液体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管、タンク、サンプル

放射性液体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管、タンク、サンプル

ポンプ、排出ポンプ
b. 監視計装設備

ポンプ、排出ポンプ。
b. 監視計装設備

放射性液体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、放出口から放出する液体を連続的に放放射性液体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、放出口から放出する液体を連続的に放射射線測定している放射線測定設備やサンプリング設備及び分析装置

線測定している放射線測定設備やサンプリング設備及び分析装置。

(a) 機器ドレン系（廃液収集タンク、廃液収集ポンプ、廃液ろ過器、廃液脱塩器、廃液 サンプルタン(a) 機器ドレン系（廃液収集タンク、廃液収集ポンプ、廃液ろ過器、廃液脱塩器、廃液 サンプルタン

ク、廃液サンプルポンプ、廃液サージタンク、廃液サージポンプ等）

記載の適正化（誤記）

ク、廃液サンプルポンプ、廃液サージタンク、廃液サージポンプ等）(b) 床ドレン系（床ドレン収集タンク、床ドレン収集ポンプ、床ドレンろ過器、床ドレンサージタンク、床ド(b) 床ドレン系（床ドレン収集タンク、床ドレン収集ポンプ、床ドレンろ過器、床ドレンサージタンク、床ド

レン濃縮器給液ポンプ、床ドレン濃縮器、床ドレン濃縮器復水器、凝縮水貯蔵タンク、凝縮水移送ポ

レン濃縮器給液ポンプ、床ドレン濃縮器、床ドレン濃縮器復水器、凝縮水貯蔵タンク、凝縮水移送ポ

ンプ、床ドレン脱塩器、床ドレンサンプルタンク、床ドレンサンプルポンプ等）

ンプ、床ドレン脱塩器、床ドレンサンプルタンク、床ドレンサンプルポンプ等）(c) 再生廃液系（廃液中和タンク、廃液中和ポンプ、廃液濃縮器給液ポンプ、廃液濃縮器、廃液濃縮

記載の適正化（誤記）(c) 再生廃液系（廃液中和タンク、廃液中和ポンプ、廃液濃縮器給液ポンプ、廃液濃縮器、廃液濃縮器復水器等）

器復水器等）(d) シャワードレン系（シャワードレン受タンク、シャワードレン移送ポンプ、シャワードレンタンク、シャワ(d) シャワードレン系（シャワードレン受タンク、シャワードレン移送ポンプ、シャワードレンタンク、シャワードレンポンプ等）

ードレンポンプ等）(e) サプレッションプール水サージタンク(e) サプレッションプール水サージタンク(f) 放射線モニタ（液体廃棄物処理系排水モニタ、水モニタ等）(f) 放射線モニタ（液体廃棄物処理系排水モニタ、水モニタ等）

上記のような液体廃棄物処理設備。

上記のような液体廃棄物処理設備。

5.1.2 核燃料施設
以下に、本検査においてサンプルの対象となる核燃料施設の設備例を示す。
(1) 放射性気体廃棄物
a. 放射性気体廃棄物処理設備
放射性気体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管及び排気筒記載の適正化（核燃施設等を考慮しb. 換気空調設備

た追記）
5- 181 -

管理区域である各建屋及び各フロアの吸気口から排気ファンを経由し排気筒までの空調設備、ダク
ト、配管等の各機器
c.

監視計装設備放射性気体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、排気筒の排出する気体を連続的に放射線測定している放射線測定設備やサンプリング装置及び集塵装置を含む配管及び流量計測設備等(a) 建屋排気系統(b) 設備排気系統(c) セル排気系統(d) 換気系統(e) 気体廃棄物保管設備
上記のような気体廃棄物処理設備及び換気空調設備(2) 放射性液体廃棄物
a. 放射性液体廃棄物処理設備
放射性液体廃棄物のろ過・減衰・希釈を含めた処理設備から放出口に至る配管、タンク、サンプルタ
ンク、排出ポンプb. 監視計装設備
放射性液体廃棄物の放出管理に係る放射線計測設備で、放出口から放出する液体を連続的に放射線測定している放射線測定設備やサンプリング設備及び分析装置(a) 排水系統の貯槽類及び配管(b) 送水ポンプ及び機器(c) サンプルタンク及びポンプ(d) 海洋放出管及び放出口(e) 液体廃棄物保管設備
上記のような液体廃棄物処理設備
5.2 検査前準備に係る留意事項(1) 放射線管理等報告書等の確認と検査計画の立案

5.2 検査前準備に係る留意事項(1) 放射線管理等報告書等の確認と検査計画の立案

以下の関連文書及び記録を確認による準備作業を行う。

以下の関連文書及び記録を確認による準備作業を行う。

a. 前回検査以降の事業者等が実施した放射性気体・液体廃棄物の放出に関する記録及び報告書（放a. 前回検査以降の事業者が実施した放射性気体・液体廃棄物の放出に関する記録及び報告書（放出

出管理月報、四半期放出管理報告、放射線管理等報告書、放射性気体・液体廃棄物の放出管理記

管理月報、四半期放出管理報告、放射線管理等報告書、放射性気体・液体廃棄物の放出管理記録、

記載の適正化（核録、放射性気体・液体廃棄物の放出許可記録等）が検査対象に含まれていること。

放射性気体・液体廃棄物の放出許可記録等）が検査対象に含まれていること。

燃施設等を考慮しb. 放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び放射性気体・液体廃棄物の放出系統図等の設計図書（設置又は事業（変更）許可申請書等）
c. 前回検査以降で、事業者等が実施した放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び換気
空調設備の維持管理記録及びサーベランス記録
d. 前回検査以降で、放射性気体・液体廃棄物の管理に関する事業者等が報告している事故・トラブル情報・報告等

b. 放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び放射性気体・液体廃棄物の放出系統図など た語句統一）の設計図書（設置許可書など）
c. 前回検査以降で、事業者が実施した放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び換気空調設備の維持管理記録及びサーベランス記録
d. 前回検査以降で、放射性気体・液体廃棄物の管理に関する事業者が報告している事故・トラブル情

記載の適正化報・報告等

e. 事業者等が定める放射性気体・液体廃棄物処理運転及び監視計装設備による監視及び放射性物質

e. 事業者が定める放射性気体・液体廃棄物処理運転及び監視計装設備による監視及び放射性物質濃濃度測定・サンプル採取と分析、監視計装設備の警報設定及び被ばく線量計算について定めているマ

度測定・サンプル採取と分析、監視計装設備の警報設定及び被ばく線量計算について定めているマニ

ニュアル類

ュアル類
6

- 182 -

記載の適正化（核f. 重大事故が発生した場合に放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視測定する設備に関する設計図書及び維持管理記録

f. 重大事故が発生した場合に放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視測定する設備に関する設計図書及び維持管理記録

5.3 検査に対する留意事項

5.3 検査に対する留意事項

5.3.1 全体的な着目点

5.3.1 全体的な着目点(1) 放射性気体・液体廃棄物処理設備及び監視計装設備（放出管理・監視する放射線モニタ）が適切に(1) 放射性気体・液体廃棄物処理設備及び監視計装設備（放出管理・監視する放射線モニタ）が適切に維持され、原子力施設周辺の一般公衆の被ばくの観点から放射性物質の放出管理が適切に管理され維持され、発電所周辺の一般公衆の被ばくの観点から放射性物質の放出管理が適切に管理されていていることを確認する。

ることを確認する。

(2) 放射性気体・液体廃棄物の監視計装設備が供用除外においても、放射性気体・液体廃棄物の放出(2) 放射性気体・液体廃棄物の監視計装設備が共用除外においても、放射性気体・液体廃棄物の放出に係る規制要件に適合するよう管理手順が定まっていることを確認する。
(3) 事業者等が適切な放射性気体・液体廃棄物の放出管理を実施するため、放射性気体・液体廃棄物に係る規制要件に適合するよう管理手順が定まっていることを確認する。
(3) 事業者が適切な放射性気体・液体廃棄物の放出管理を実施するため、放射性気体・液体廃棄物のサ燃施設等を考慮した語句統一）

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）のサンプリング方法、分析・測定、評価方法及び（放射性気体廃棄物の放出管理において放出許可をンプリング方法、分析・測定、評価方法及び（放射性気体廃棄物の放出管理において放出許可を実施 記載の適正化

実施していない場合を除き）放出許可に係る管理システムに関する手順を定め、運用管理が実施されてしていない場合を除き）放出許可に係る管理システムに関する手順を定め、運用管理が実施されているいることを確認する。また、排気筒以外の放射性気体廃棄物の放出においても、適切な放出量の評価

ことを確認する。また、排気筒以外の放射性気体廃棄物の放出においても、適切な放出量の評価が実が実施できていることを確認する。

施できていることを確認する。

(4) 放射性気体・液体廃棄物の放出による原子力施設周辺の一般公衆の被ばく線量に係る計算及び予(4) 放射性気体・液体廃棄物の放出による発電所周辺の一般公衆の被ばく線量に係る計算及び予測の測の適切性を確認する。

適切性を確認する。

5.3.2 検査実施における着目点

5.3.2 検査実施における着目点(1) 校正・試験プログラム(1) 校正・試験プログラム

a. 監視計装設備

a. 監視計装設備(a) 監視計装設備の校正・試験プログラムについて、警報設定点、校正及び機能試験が設計図書(a) 監視計装設備の校正・試験プログラムについて、警報設定点、校正及び機能試験が設計図書（設置又は事業（変更）許可申請書等）の規格に適合していることを確認する。

（設置許可書等）の規格に適合していることを確認する。

(b) 監視計装設備等の警報設定点等が変更された場合には、その根拠を確認し変更が適切である(b) 監視計装設備等の警報設定点等が変更された場合には、その根拠を確認し変更が適切である

ことを確認する。

ことを確認する。

(c) 測定装置が正しく校正されていない場合には、測定器としての適用性、及び被ばくに対する実際(c) 測定装置が正しく校正されていない場合には、測定器としての適用性、及び被ばくに対する実際の影響との可能性を確認するとともに、管理又は緊急時対策の面での影響を評価すること。また、の影響との可能性を確認するとともに、管理又は緊急時対策の面での影響を評価すること。また、

この不備が事業者等の是正処置プログラムに登録されていることを確認すること。

この不備が事業者の是正処置プログラムに登録されていることを確認すること。

(2) サンプリングと分析(2) サンプリングと分析

a. 選定した試料採取作業が確実に代表的なサンプルが得られるように適切な管理対策が実施されてa. 選定した試料採取作業が確実に代表的なサンプルが得られるように適切な管理対策が実施されていることを確認する。

いることを確認する。

b. 監視計装設備の供用除外において、放射性気体・液体廃棄物の放出に係る管理対策が整備さ

b. 監視計装設備の供用除外において、放射性気体・液体廃棄物の放出に係る管理対策が整備され、それらの管理対策が監視されていない放射性気体・液体廃棄物の放出を防止するのに適切であれ、それらの管理対策が監視されていない放射性気体・液体廃棄物の放出を防止するのに適切であることを確認する。また、排気筒以外の場所において換気を行う場合において、適切な防護措置がとることを確認する。また、排気筒以外の場所において換気を行う場合において、適切な防護措置がとられ、監視されていない放射性気体廃棄物の放出を防止するのに適切であることを確認する。

られ、監視されていない放射性気体廃棄物の放出を防止するのに適切であることを確認する。

c. 前回検査以降の補償サンプリングの実施頻度について確認する。

c. 前回検査以降の補償サンプリングの実施頻度について確認する。

d. 放射性気体・液体廃棄物処理に係る試料の採取や分析を含む放出処理については、当該作業にd. 放射性気体・液体廃棄物処理に係る試料の採取や分析を含む放出処理については、当該作業に
7- 183 -

記載の適正化

記載の適正化係る事業者等の活動を確認する。

係る事業者の活動を確認する。

e. 第三者機関が実施した分析結果とのクロスチェックによって事業者等の分析品質を確認する。

e. 第三者機関が実施した分析結果とのクロスチェックによって事業者の分析品質を確認する。

f. 代表的なサンプリングに影響を及ぼす可能性があるサンプリングシステム（放射性気体廃棄物につf. 代表的なサンプリングに影響を及ぼす可能性があるサンプリングシステム（放射性気体廃棄物については等速サンプリング、湿度、温度管理、放射性液体廃棄物については試料採取前の攪拌運転

いては等速サンプリング、湿度、温度管理、放射性液体廃棄物については試料採取前の攪拌運転等）に関する評価を行うこと。

など）に関する評価を行うこと。

g. 監視計装設備の供用除外における管理対策が当該監視計装設備が監視している系統の放射性g. 監視計装設備の供用除外における管理対策が当該監視計装設備が監視している系統の放射性

気体・液体廃棄物の放出停止である場合、放射性気体・液体廃棄物の放出が確実に停止できること

気体・液体廃棄物の放出停止である場合、放射性気体・液体廃棄物の放出が確実に停止できることを確認する。管理対策が補償サンプリングによる場合、サンプリングの有効性について評価すること。

を確認する。管理対策が補償サンプリングによる場合、サンプリングの有効性について評価すること。

また、放射性気体廃棄物の放出において排気筒以外の場所で換気する場合、補償サンプリングがまた、放射性気体廃棄物の放出において排気筒以外の場所で換気する場合、補償サンプリングが確実に行われるように管理対策が整備され、実施されていることを確認する。

確実に行われるように管理対策が整備され、実施されていることを確認する。

h. 補償サンプリングが日常的に実施され、当該の排気筒モニタ又は排水モニタ等が不作動の状態が記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）
記載の適正化

h. 補償サンプリングが日常的に実施され、当該の排気筒モニタ又は排水モニタ等が不作動の状態が継続している場合、事業者等の保全活動に着目すること。

継続している場合、事業者の保全活動に着目すること。

i. 放射性気体・液体廃棄物の試料の採取及び分析作業を含む通常処理及び放出許可を実施していi. 放射性気体・液体廃棄物の試料の採取及び分析作業を含む通常処理及び放出許可を実施している場合における放出許可の活動を確認する。活動の確認において、適切な処理設備の使用、適切る場合における放出許可の活動を確認する。活動の確認において、適切な処理設備の使用、適切なな手順に基づき活動されていることを確認する。

手順に基づき活動されていることを確認する。

j. 放射線環境監視プログラムのガイドに基づき分析品質のクロスチェックが同一年度内に実施されて記載の適正化j. 放射線環境監視プログラムのガイドに基づき分析品質のクロスチェックが同一年度内に実施されている場合、その結果を参照する。

いる場合、その結果を参照する。

(3) 計装と設備の維持管理(3) 計装と設備の維持管理

a. 放射性気体廃棄物

a. 放射性気体廃棄物(a) 放射性気体廃棄物放出流量計測装置(a) 放射性気体廃棄物放出流量計測装置

事業者等の排気筒における放出流量の測定方法を確認する。次に、確認した流量が設計図書

事業者の排気筒における放出流量の測定方法を確認する。次に、確認した流量が設計図書（設（設置又は事業（変更）許可申請書等）と一致していることを確認する。

置許可書など）と一致していることを確認する。

(b) フィルタ設備(b) フィルタ設備

前回検査以降における総合除去効率に係る試験結果が、設計図書（保安規定等）の要求を満足

前回検査以降における総合除去効率に係る試験結果が、設計図書（保安規定など）の要求を満していることを確認する。

記載の適正化

足していることを確認する。

(c) 事故時放射線モニタ(c) 事故時放射線モニタ

監視計装設備のうち、事故時の放射性物質濃度を測定する放射線モニタ等から２系統を選定

監視計装設備のうち、事故時の放射性物質濃度を測定する放射線モニタ等から２系統を選定し、当該測定装置が校正され、使用可能状態であることを確認する。次に、事業者等が、事故時のし、当該測定装置が校正され、使用可能状態であることを確認する。次に、事業者が、事故時の高高濃度の放射性ヨウ素及び粒子状物質を含む気体をサンプリングする能力を備えていることを確認

濃度の放射性ヨウ素及び粒子状物質を含む気体をサンプリングする能力を備えていることを確認す

する。

る。

(d) 流量測定装置（ピトー管等）の保守管理が適切に実施されていること。放出放射能評価や公衆被(d) 流量測定装置（ピトー管など）の保守管理が適切に実施されていること。放出放射能評価や公衆

ばく線量評価において、排気筒における放出流量を排気ファンの定格風量を用いている場合、各被ばく線量評価において、排気筒における放出流量を排気ファンの定格風量を用いている場合、排気系統の風量が設計風量を上回っていることを維持管理記録等によって確認する。また、入手

各排気系統の風量が設計風量を上回っていることを維持管理記録等によって確認する。また、入可能であれば、排気筒の流量に関する過去の傾向をレビューし、測定装置内の流れの制約又は手可能であれば、排気筒の流量に関する過去の傾向をレビューし、測定装置内の流れの制約又排気ファン、モータの問題を示す可能性がある顕著な変動について確認する。

は排気ファン、モータの問題を示す可能性がある顕著な変動について確認する。

(e) 非常用ガス処理系（BWR）及び格納容器・補助建屋換気系（PWR）等、設計図書（保安規定など）(e) 非常用ガス処理系（BWR）及び格納容器・補助建屋換気系（PWR）など、設計図書（保安規定なで規定しているフィルタ設備に関する前回検査以降の総合除去効率に係る試験結果を確認する。

ど）で規定しているフィルタ設備に関する前回検査以降の総合除去効率に係る試験結果を確認す

なお、フィルタ設備の検査において、他の検査運用ガイドに基づいて実施されている場合、その検る。なお、フィルタ設備の検査において、他の検査運用ガイドに基づいて実施されている場合、そ8- 184 -

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

査の結果を参照する。

の検査の結果を参照する。

(f) 事業者等の事故時放射線モニタに係る校正作業が事業者の定めたマニュアルに従って実施され(f) 事業者の事故時放射線モニタに係る校正作業が事業者の定めたマニュアルに従って実施されてていること及び事故時に対応できる状態であることを確認する。

いること及び事故時に対応できる状態であることを確認する。

b. 放射性液体廃棄物

b. 放射性液体廃棄物(a) 放射性液体廃棄物放出流量計測装置

記載の適正化(a) 放射性液体廃棄物放出流量計測装置

事業者等の排水放水量における放出流量の測定方法を確認する。

事業者の排水放水量における放出流量の測定方法を確認する。

(b) 放出流量測定装置の保守管理が適切に実施されていること。放水口における放出流量を海水(b) 放出流量測定装置の保守管理が適切に実施されていること。放水口における放出流量を海水

記載の適正化（核ポンプ及び循環水ポンプの定格容量と運転台数の積で放出流量（希釈流量）としている場合、各ポポンプ及び循環水ポンプの定格容量と運転台数の積で放出流量（希釈流量）としている場合、各燃施設等を考慮しンプの流量が定格流量となっていることを維持管理記録等によって確認する。

ポンプの流量が定格流量となっていることを維持管理記録等によって確認する。

た語句統一）(4) 周辺公衆の被ばく線量評価(4) 周辺公衆の被ばく線量評価

下記の確認項目において自ら線量計算を実施する等してレビューし、事業者等の線量計算方法に問題がないことを確認する。

下記の確認項目において自ら線量計算を実施する等してレビューし、事業者の線量計算方法に問題がないことを確認する。

a. 放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う前回の放射線管理等報告書の放射性物質濃度と比較し、a. 放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う前回の放射線管理等報告書の放射性物質濃度と比較し、大きな差違が認められた場合は要因を評価するとともに、差異について事業者が合理的な説明がで大きな差違が認められた場合は要因を評価するとともに、差異について事業者が合理的な説明ができない場合は、事業者等に再評価を実施させる。

きない場合は、事業者に再評価を実施させる。

b. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う予測線量が正確であることを確認す

c. 前項で確認した通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う記録（月ごと、四半期ごと、年間）が放出管理基準値内であることを確認する。

ごと、年間）が放出管理基準値内であることを確認する。

d. 放射性気体・液体廃棄物の計画外の放出事象にあっては、異常な放出が放射線モニタで監視でき

d. 放射性気体・液体廃棄物の計画外の放出事象にあっては、異常な放出が放射線モニタで監視できていることを確認する。また、放射線モニタの計画外停止等不作動な状態で放出が起きた場合、当該ていることを確認する。また、放射線モニタの計画外停止等不作動な状態で放出が起きた場合、当該放出に関する評価が実施されていることを確認する。

放出に関する評価が実施されていることを確認する。

5.4 設備のウォークダウンによる検査を行う際の視点(1) 設備のウォークダウンと聴取設備のウォークダウンと聴取では、選定した機器及び設備について、放出管理測定記録や放出許可記

設備のウォークダウンと聴取では、選定した機器及び設備について、放出管理測定記録や放出許可記

録を用い事業者等の保守部門（施設担当者）と技術部門（放射線管理部門）の職員と同行し、以下の状況

録を用い事業者の保守部門（施設担当者）と技術部門（放射線管理部門）の職員と同行し、以下の状況をを確認する。

確認する。

a. 選定した検査対象設備の配置、系統構成及び接続が設計図書（設置又は事業（変更）許可申請書等）

a. 選定した検査対象設備の配置、系統構成及び接続が設計図書（設置許可書・事業許可書など）どおり

どおりであることを実物確認によって行い、無許可改造や偽装が行われていないことを確認する。
b. 放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び換気空調設備の運転状況について、維持管理記録を基に運転状況を確認する。
c. 放出管理測定記録や放出許可記録を用いどこで、どのようにサンプリングしたのかを確認する。
(2) 放射性気体廃棄物

た語句統一）る。

c. 前項で確認した通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う記録（月ごと、四半期(1) 設備のウォークダウンと聴取

燃施設等を考慮しb. 通常の放出経路からの放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う予測線量が正確であることを確認する。

5.4 設備のウォークダウンによる検査を行う際の視点

記載の適正化（核であることを実物確認によって行い、無許可改造や偽装が行われていないことを確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮しb. 放射性気体・液体廃棄物処理設備、監視計装設備及び換気空調設備の運転状況について、維持管 た追記）
理記録を基に運転状況を確認する。
c. 放出管理測定記録や放出許可記録を用いどこで、どのようにサンプリングしたのかを確認する。
(2) 放射性気体廃棄物

a. 監視されていない放射性気体廃棄物の放出箇所の存在の可能性（ＢＷＲのタービ ンデッキの開放さ

a. 監視されていない放射性気体廃棄物の放出箇所の存在の可能性（ＢＷＲのタービ ンデッキの開放された天井通気口、タービンに接続された仮設構造物、補助建屋又は原子炉格納容器建屋等）、放射性気れた天井通気口、タービンに接続された仮設構造物、補助建屋又は原子炉格納容器建屋など）、放射性体廃棄物の管理に影響を及ぼす可能性がある建屋の改造及び排気筒を経由しない環境へ直接排気す

気体廃棄物の管理に影響を及ぼす可能性がある建屋の改造及び排気筒を経由しない環境へ直接排気9- 185 -

る系統からの漏えいについて確認すること。そこから事業者等が放射性気体廃棄物の放出量をどのようにする系統からの漏えいについて確認すること。そこから事業者が放射性気体廃棄物の放出量をどのように測定し、そしてどのように線量を計算しているか評価すること。また、補助ボイラでの汚染された油の燃焼

測定し、そしてどのように線量を計算しているか評価すること。また、補助ボイラでの汚染された油の燃焼等、放射性気体廃棄物の放出箇所の変更等に注意すること。

など、放射性気体廃棄物の放出箇所の変更等に注意すること。

b. 監視計装設備では、モニタの劣化及び使用除外のタグがつけられていないか確認すること。換気空調

b. 監視計装設備では、モニタの劣化及び使用除外のタグがつけられていないか確認すること。換気空調

設備では、フィルタを有する換気システムについては、劣化したHEPAフィルタ・チャコールバンク等の不適設備では、フィルタを有する換気システムについては、劣化したHEPAフィルタ・チャコールバンク等の不適

切な構成又はシステムの設置上の問題等が存在しないことをフィルタ差圧や異音の有無、目視等によって切な構成又はシステムの設置上の問題等が存在しないことをフィルタ差圧や異音の有無、目視等によって確認する。放射性気体廃棄物処理設備では、各機器（配管等を含む）の劣化状況を確認し、問題ないこと確認する。放射性気体廃棄物処理設備では、各機器（配管等を含む）の劣化状況を確認し、問題ないことを確認する。

を確認する。

c. 放射性気体廃棄物のサンプリング設備について、サンプル配管の酷い曲がり、非等速サンプリング又はc. 放射性気体廃棄物のサンプリング設備について、サンプル配管の酷い曲がり、非等速サンプリング又は最高・最低温度が影響（凝縮や沈着）を及ぼす可能性がある区域での温度管理の欠如等、代表的なサン

最高・最低温度が影響（凝縮や沈着）を及ぼす可能性がある区域での温度管理の欠如など代表的なサン

プリングとならない兆候を捜すこと。

プリングとならない兆候を捜すこと。
d.

(3) 放射性液体廃棄物

記載の適正化(3) 放射性液体廃棄物

a. 監視されていない放射性液体廃棄物の放出経路以外の放出箇所の存在の可能性、放射性液体廃棄

a. 監視されていない放射性液体廃棄物の放出経路以外の放出箇所の存在の可能性、放射性液体廃棄物の管理に影響を及ぼす可能性がある建屋の改造、汚染のおそれのない系統・設備（PWRのタービンサ物の管理に影響を及ぼす可能性がある建屋の改造、汚染のおそれのない系統・設備（PWRのタービンサ

ンプ、所内ボイラ、RHR熱交換器等）に影響を及ぼした可能性がある系統・設備の汚染に気をつけること。

ンプ、所内ボイラ、RHR熱交換器など）に影響を及ぼした可能性がある系統・設備の汚染に気をつけること。

b. 監視計装設備では、モニタの劣化及び使用除外のタグがつけられていないか確認すること。放射性液体廃棄物処理設備では、各機器（ポンプ、配管等含む）の劣化状況を確認し、問題ないことを確認する。
c. 放射性液体廃棄物のサンプリング設備について、サンプリング対象機器内の内包物の均質化、サンプリ
ング配管のフラッシング等試料採取に問題ないことを確認すること。

記載の適正化b. 監視計装設備では、モニタの劣化及び使用除外のタグがつけられていないか確認すること。放射性液体廃棄物処理設備では、各機器（ポンプ、配管等含む）の劣化状況を確認し、問題ないことを確認する。
c. 放射性液体廃棄物のサンプリング設備について、サンプリング対象機器内の内包物の均質化、サンプリ
ング配管のフラッシング等試料採取に問題ないことを確認すること。

d. 廃酸、有機溶媒等の排水し難い放射性液体廃棄物について、放射線障害防止効果を持った保管容器で保管されていることを確認する。
5.5 その他の留意事項

記載の適正化
5.5 その他の留意事項

この検査では、安全実績指標によっては十分に測定されない公衆の放射線安全に関する基本的重要事

この検査では、安全実績指標によっては十分に測定されない公衆の放射線安全に関する基本的重要事

項の諸状況が確認される。つまり、公衆の放射線安全の側面において、設置又は事業（変更）許可申請書

項の諸状況が確認される。つまり、公衆の放射線安全の側面において、設置許可書・事業許可書又は保安等で定める放出管理目標値を超えた放射性気体・液体廃棄物の放出が起きた場合、それは放出物の放出規定で定める放出管理目標値を超えた放射性気体・液体廃棄物の放出が起きた場合、それは放出物の放に関する安全実績指標によって評価される。しかしながら、放出による線量の計算で仮定されているパラメ

出に関する安全実績指標によって評価される。しかしながら、放出による線量の計算で仮定されているパラータ（処理システムの効率、放出箇所、被ばく経路等）等の特定できない変更は安全実績指標に反映されメータ（処理システムの効率、放出箇所、被ばく経路など）等の特定できない変更は安全実績指標に反映さない可能性があるので、それらの変更に注意すること。

れない可能性があるので、それらの変更に注意すること。

6. 参考資料(1) 法令、基準等

6. 参考資料(1) 法令、基準等

a. 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示

a. 核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示

b. 「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」（昭和50年5月13日原子力委員会決定）

b. 「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」（昭和50年5月13日原子力委員会決定）

c. 「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日原子力委員会決c. 「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日原子力委員会決定）d. 「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」（昭和53年9月29日原子力委員会決定）
e. 「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成2年8月30日原子力安全委員会決定）

定）d. 「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」（昭和53年9月29日原子力委員会決定）
e. 「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成2年8月30日原子力安全委員会決定）
10- 186 -

f. 「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」（昭和56年7月23日原子

f. 「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」（昭和56年7月23日原子力安全委員会決定）

力安全委員会決定）

g. 「環境放射線モニタリングに関する指針について」（平成元年3月30日原子力安全委員会決定）(2) 技術資料等

g. 「環境放射線モニタリングに関する指針について」（平成元年3月30日原子力安全委員会決定）
運用の明確化(2) 技術資料等

・現場確認を行う

a. オーム社「原子炉プラント工学」

a. オーム社「原子炉プラント工学」

b. 大気中放射性物質のモニタリングに関する技術参考資料

b. 大気中放射性物質のモニタリングに関する技術参考資料

c. 原子力発電所放射線モニタリング指針（ＪＥＡＧ４６０６）c. 原子力発電所放射線モニタリング指針（ＪＥＡＧ４６０６）

d. 日本規格協会から発行されるＪＩＳハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格

d. 日本規格協会から発行されるＪＩＳハンドブック［放射線（能）］に収録されている規格

e. 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」

e. 文部科学省の「放射能測定法シリーズ」(a) 緊急時における放射性ヨウ素測定法 平成１４年７月（１訂）(a) 緊急時における放射性ヨウ素測定法 平成１４年７月（１訂）(b) 空間γ線スペクトル測定法 平成２年２月(b) 空間γ線スペクトル測定法 平成２年２月

7. 改訂履歴

際の視点追加（核燃視点）

記載の適正化

7. 改訂履歴

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

施行

1

2021/04/01

記載の適正化

備考

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

改正に伴う修正
表 1 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設

規則名

試験研究用等原子炉施設試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第 14 条再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 16 条核燃料物質の加工の事業に関する規則

第 7 条の 8

加工施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条、第 79 条、第90 条
第 85 条

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によ 第 33 条って汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によ 第 61 条って汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則

特定第一種廃棄物埋設施設

第 35 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9～14号、同第 3 項第 8～13 号
第 87 条第 1 項第 10 号から 12 号、第 14 号、同条第3 項第 10 号から 12 号、第14 号
第 15 条第 1 項第 8 号から10 号、第 13 号、同条第 2項第 9 号から 11 号、第 13号
第 17 条第 1 項第 8 号から10 号、第 12 号、第 13 号、同条第 2 項第 10 号から第12 号、第 14 号から 15 号
第 8 条第 1 項第 8～第 10号、第 12 号、同条第 2 項
第 10 号から第 12 号、第14 号
第 37 条第 1 項第 8 号から第 10 号、第 12 号、同条第2 項第 9 号から第 12 号
第 34 条第 1 項第 8 号から11 号、同条第 2 項第 9 号
から第 12 号
第 63 条第 1 項第 8 号から第 11 号、同条第 2 項第 9号から 12 号

表 1 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別
実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設
試験研究用等原
子炉施設
再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

特定第一種廃棄
物埋設施設
第二種廃棄物埋設施設
使用施設（令第41 条該当施設）

11- 187 -

規則名
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条、第 79 条、第90 条
第 85 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9～14号、同第 3 項第 8～13 号
第 87 条第 14 号

第 14 条

第 15 条第 13 号

第 16 条

第 17 条第 12 号

第 7 条の 8

第 8 条第 12 号

記載の適正化（規則条項の詳細追第 35 条

第 37 条第 12 号

第 33 条

第 34 条第 11 号

第 61 条

第 63 条第 11 号

第 19 条

第 20 条第 13 号

第 2 条の 11 の 12

第 2 条の 12 第 11 号記）

第二種廃棄物埋
設施設

核燃料物質又は核燃料物質によ 第 19 条って汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

使用施設（令第41 条該当施設）

核燃料物質の使用等に関する規則

第 2 条の 11 の 12

第 20 条第 1 項第 8 号、第9 号、第 11 号、第 13 号、同条第 2 項第 8 号から第11 号
第 2 条の 12 第 1 項第 7 号
から第 9 号、第 11 号、同条第 2 項第 9 号から第 11号、第 13 号

表 2 関連する技術基準規則条項

表 2 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

原子力施設の種別

技術基準規則条項

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第３４、４１、４２、４３条

実用発電用原子炉施設

第３４、４１、４２、４３条

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条、第 38 条から第 42 条

研究開発段階発電用原子炉施設

第３８，３９条

試験研究用等原子炉施設

試験研究用等原子炉施設

第３５，３６条

再処理施設

第２４，２５条

再処理施設

第 15 条から第 17 条、第 31 条、第 35 条、第 36条
第 21 条、第 24 条、第 25 条、第 27 条、第 28 条

加工施設

第２０条

加工施設

第 19 条、第 20 条、第 22 条、第 23 条

使用済燃料貯蔵施設

第１９条

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条、第 19 条、第 21 条、第 22 条

廃棄物管理施設

第１８条

廃棄物管理施設

第 16 条、第 18 条、第 20 条、第 21 条

特定第一種廃棄物埋設施設

第１８条

記載の適正化（技特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条、第 18 条、第 20 条、第 21 条

第二種廃棄物埋設施設－

術基準規則条項の第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第２２条

詳細追記）

使用施設等

第 20 条、第 22 条、第 24 条

表 3 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。
01 実用炉ID01※

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。
01 実用炉

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

5

20

ID

放射性気体・液体廃棄物の管理

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

2年

5

20

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）る。

に応じた検査頻度を注記

02 研開炉ID
01※

02 研開炉

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

放射性気体・液体廃棄物の管理

2年

5

20

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

2年

5

20

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ（追加）

施設のリスク状態

いては、必要に応じて検査を実施する。

に応じた検査頻度を注記

03 試験炉ID
01
02

03 試験炉

検査項目
放射性気体・液体廃棄物の管理（熱出力500kw以上※１）

検査頻度

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

－

－

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理（熱出力500kw以上※１）

必要に応

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応

－

－

チーム

02

12

- 188 -

じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

（熱出力500kw以上※２）03

放射性気体・液体廃棄物の管理（熱出力500kw未満）（熱出力500kw以上※２）

じて
必要に応
じて

－

－

チーム

放射性気体・液体廃棄物の管理（熱出力500kw未満）

03

じて
必要に応
じて

－

－

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID
01
※

チーム

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

放射性気体・液体廃棄物の管理

2年

5

20

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

2年

5

20

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記

5 加工
ID
01
02
※

5 加工

検査項目
放射性気体・液体廃棄物の管理（MOX加工）放射性気体・液体廃棄物の管理（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年※

4

15

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理（MOX加工）

2年

4

15

チーム

－

－

チーム

02

放射性気体・液体廃棄物の管理（ウラン加工）

必要に応

－

－

チーム

必要に応
じて

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

じて

（追加）

施設のリスク状態る。

に応じた検査頻度
を注記

06 貯蔵

06 貯蔵

ID

検査項目

検査頻度

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

－

－

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

07 管理

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

－

－

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

08 埋設

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

－

－

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

－

－

チーム

01

放射性気体・液体廃棄物の管理

必要に応
じて

13

- 189 -

14

- 190 -

基本検査運用ガイド
放射性固体廃棄物等の管理（新旧対照表）1- 191 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射性固体廃棄物等の管理

放射性固体廃棄物等の管理（BR0070_r1）（BR0070_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

改正理由

改正に伴う修正

1. 監視領域

1 監視領域
大分類：「放射線安全」

大分類：「放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」「公衆に対する放射線安全」

小分類：「従業員に対する放射線安全」「公衆に対する放射線安全」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用）
検査分野：「放射線管理」

2 検査目的（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用）
検査分野：「放射線管理」

2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第61条の2の2第1項4第61条の２の２第１項４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のた設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定する管理区域への立入制限等、線量等に関すめの措置に係る規則条項で規定する管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関る措置（以下「線量等に関する措置」という。
）及び工場、事業所又は使用の場所において行われる廃する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所において行われる廃棄に対する原子力施設の機棄に対する原子力施設の機能の保全の措置（以下「機能の保全の措置」という。
）並びに法第61条の２

能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)並びに法第61条の2の2第1項第4号ハで規定するの２第１項第４号ロで規定する事項（法第58条第１項に規定する保安のために必要な措置（以下「事業事項（法第59条第1項に規定する保安のために必要な措置のうち、核燃料物質等の工場又は事業所の外

所外廃棄の措置」という。
）、法第61条の２の２第１項第４号ハで規定する事項（法第59条第１項に規定

における運搬に関する規則に定める技術上の基準に係る部分に限る）に係る措置(以下、「事業所等の外する保安のために必要な措置（以下「事業所外運搬の措置」という。）及び法第61条の２第２項の認可における運搬の措置」という。)に関係する放射性固体廃棄物等の管理の実施状況を確認する。なお、を受けている事業者に対して、法第61条の２の２第１項３号ヘで規定する事項（放射能濃度の測定及び法第61条の2第2項の認可を受けている事業者に対しては、法第61条の2の2第1項3号で規定する事項（放評価の方法）に関係する放射性固体廃棄物等の管理の実施状況を確認する。なお、事業所外運搬の措置

射能濃度の測定及び評価の方法）に係る放射性固体廃棄物等の管理の実施状況も確認する。

に関する事項は、新燃料及び使用済燃料の運搬に係る事項を除く。

上記事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定する事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記

上記事項は、法第61条の２の２第１項３号イで規定する事項（保安規定）のうち、表１に示す保安規載事項に係る規則条項で規定する線量等に関する措置、機能の保全の措置及び事業所等の外における定記載事項に係る規則条項で規定する線量等に関する措置、機能の保全の措置及び事業所等の外にお運搬の措置並びに放射能濃度の測定及び評価の方法の他、保安規定審査基準で規定する放射性廃棄物

ける運搬の措置並びに放射能濃度の測定及び評価の方法の他、保安規定審査基準で規定する放射性廃でない廃棄物の取扱いに係る活動状況の確認と併せて行う。

棄物でない廃棄物の取扱いに係る活動状況の確認と併せて行う。
また、法第61条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定する、放射性廃物管理、汚染の防止等、放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。
これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定する、放射性廃物管理、汚染の防止等、放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。
これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。
2- 192 -

記載の適正化（誤記）

燃料体管理（運搬・貯蔵）ガイドとの整合

3 検査要件
3.1 検査対象

3. 検査要件
3.1 検査対象

記載の適正化（誤記）

放射性固体廃棄物等（輸入した放射性廃棄物（以下「輸入廃棄物」という。
）並びに新燃料及び使

放射性固体廃棄物等（輸入した放射性廃棄物（以下「輸入廃棄物」という。
）並びに新燃料及び使用済燃料以外の「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物」を含む。
）に関わる事業者等の用済燃料以外の「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物」を含む。）に関わる事業者の以記載の適正化（誤以下の管理プロセスを検査対象とし、その中から適切なサンプリングによって検査を行う。

下の管理プロセスを検査対象とし、その中から適切なサンプリングによって検査を行う。

記）※核燃施設等(1) 放射性固体廃棄物等の管理(1) 放射性固体廃棄物等の管理を考慮した語句統(2) 放射性廃棄物でない廃棄物(2) 放射性廃棄物でない廃棄物

一(3) 事業所外廃棄（放射性廃棄物、埋設処分、輸入廃棄物）(3) 事業所外廃棄（放射性廃棄物、埋設処分、輸入廃棄物）(4) 事業所外運搬物（新燃料、使用済燃料除く）(4) 事業所外運搬物（新燃料、使用済燃料除く）(5) 放射能濃度（クリアランス）(5) 放射能濃度（クリアランス）

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4 検査実施4.1 放射性固体廃棄物等の管理
4.1.1 放射性固体廃棄物等の処理(1) 放射性固体廃棄物等の種類に応じて、それぞれの定められた処理が施されていることを確認する。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4. 検査実施
4.1 放射性固体廃棄物等の管理
4.1.1 放射性固体廃棄物等の処理(3) 放射性廃棄物等の処理、ドラム詰め等の記録が適切に維持、管理されていることを確認する。

(3) 放射性廃棄物等の処理、ドラム詰め等の記録が適切に維持、管理されていることを確認する。

ることを確認する。

4.1.2 放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管(1) 放射性固体廃棄物等の貯蔵または保管状況が、許認可等を踏まえて適切に管理された状態であることを確認する。

(2) 汚染拡大防止のための放射線防護上、必要な措置が定められていることを確認する。

(2) 汚染拡大防止のための放射線防護上、必要な措置が定められていることを確認する。

(3) 表面線量当量率、放射能濃度等を考慮した保管場所や保管方法による適切な管理が行われてい(3) 表面線量当量率、放射能濃度等を考慮した保管場所や保管方法による適切な管理が行われているることを確認する。
4.1.3 事業所内運搬(1) 管理区域外において放射性固体廃棄物等の運搬する場合、炉規則第88条第１項に基づく措置の実施状況について確認する。
4.2 放射性廃棄物でない廃棄物

記載の適正化（誤記）る。
(2) 放射性固体廃棄物処理設備の運転状況が適切であることを確認する。

(1) 放射性固体廃棄物等の貯蔵または保管状況が、許認可等を踏まえて適切に管理された状態であ記）(1) 放射性固体廃棄物等の種類に応じて、それぞれの定められた処理が施されていることを確認す(2) 放射性固体廃棄物処理設備の運転状況が適切であることを確認する。

4.1.2 放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

ことを確認する。
4.1.3 事業所内運搬(1) 管理区域外において放射性固体廃棄物等の運搬する場合、炉規則第８８条第１項に基づく措置の記載の適正化（誤記）

実施状況について確認する。
4.2 放射性廃棄物でない廃棄物

放射性廃棄物でない廃棄物については「原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱

放射性廃棄物でない廃棄物については「原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いについて（指示）」（平成20･04･21原院第１号（平成20年５月27日原子力安全・保安院制定（NISA-

いについて（指示）」（平成20･04･21原院第１号（平成20年5月27日原子力安全・保安院制定（NISA-

111a-08-1）））の別添「原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いに関するガイド

111a-08-1）））の別添「原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いに関するガイド3- 193 -

記載の適正化（誤記）

ライン」を用いて「放射性廃棄物でない廃棄物」であることを適切に判断し、また適切に取り扱われライン」を参考として「放射性廃棄物でない廃棄物」であることを適切に判断し、また適切に取り扱ていることを確認する。

われていることを確認する。

4.3 事業所外廃棄
4.3.1 事業所外廃棄（放射性廃棄物）

4.3 事業所外廃棄

記載の適正化（誤4.3.1 事業所外廃棄（放射性廃棄物）

放射性廃棄物（埋設処分及び輸入廃棄物を除く）に関して、法第58条に基づく、工場又は事業所

放射性廃棄物（埋設処分及び輸入廃棄物を除く）に関して、法第５８条に基づく、工場又は事業の外において廃棄しようとする場合の廃棄に関する措置が核 燃 料 物 質 等 の 工 場 又 は 事 業 所 の所の外において廃棄しようとする場合の廃棄に関する措置が外廃規則第２条で定める保安のため外における運搬に関する規則（昭和53年総理府令第57号。以下「外廃規則」という。
）第２条でに必要な措置等に適合していることを確認する。

記）

定める保安のために必要な措置等に適合していることを確認する。
4.3.2 事業所外廃棄（埋設処分）

4.3.2 事業所外廃棄（埋設処分）

放射性廃棄物を埋設処分する場合の廃棄に関する措置が外廃規則第２条で定める保安のために

放射性廃棄物を埋設処分する場合の廃棄に関する措置が外廃規則第２条で定める保安のために必要な措置等に適合していることを確認する。

必要な措置等に適合していることを確認する。

(1) 廃棄物の表面線量当量率及び放射能濃度等が、所定の測定装置により定められた測定方法で(1) 廃棄物の表面線量当量率及び放射能濃度等が、所定の測定装置により定められた測定方法で適適切に管理された状態で測定されていることを確認する。
(2) 測定結果の評価（判定状況含む）が適切に実施されていることを確認する。
4.3.3 事業所外廃棄（輸入廃棄物）(2) 測定結果の評価（判定状況含む）が適切に実施されていることを確認する。
4.3.3 事業所外廃棄（輸入廃棄物）
輸入廃棄物に関して、法第５８条に基づく、工場又は事業所の外において廃棄しようとする場合

廃棄に関する措置が外廃規則第２条で定める保安のために必要な措置等に適合していることを確の廃棄に関する措置が外廃規則第２条で定める保安のために必要な措置等に適合していることを

認する。

確認する。

法第59条第１項の規定に基づき、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を事業所等の4.4 事業所外運搬物（新燃料、使用済燃料除く）
法５９条第２

項の規定に基づき、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を事業所等外において運搬する場合、運搬する物に関して保安のための必要な措置が適切に講じられているこの外において運搬する場合、運搬する物に関しての同条第１項の規定による保安のための必要な措とを確認する。

置が適切に講じられていることを確認する。

4.5 放射能濃度（クリアランス）

4.5 放射能濃度（クリアランス）

法第61条の２第２項により認可を受けた放射能濃度の測定及び評価の方法に基づき、当該認可を

法６１条の２第２項により認可を受けた放射能濃度の測定及び評価の方法に基づき、当該認可を受けた申請書等において記載された内容を満足するよう、同条第１項の確認を受けようとする物に受けた申請書等において記載された内容を満足するよう、同条第１項の確認を受けようとする物に含まれる放射性物質の放射能濃度の測定及び評価が行われ、適切に取り扱われていることを確認す

含まれる放射性物質の放射能濃度の測定及び評価が行われ、適切に取り扱われていることを確認する。

る。

4.6 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

記）

切に管理された状態で実施されていることを確認する。

輸入廃棄物に関して、法第58条に基づく、工場又は事業所の外において廃棄しようとする場合の4.4 事業所外運搬（新燃料、使用済燃料除く）

記載の適正化（誤4.6 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
4- 194 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

5 検査手引
5.1 放射性固体廃棄物等の管理
5.1.1 放射性固体廃棄物等の処理

5. 検査手引
5.1 放射性固体廃棄物等の管理
5.1.1 放射性固体廃棄物等の処理(1) 事業者等の放射性固体廃棄物の処理に係る年度計画等を確認しておくこと。

(1) 事業者の放射性固体廃棄物の処理に係る年度計画等を確認しておくこと。

(2) 放射性固体廃棄物処理設備について、管理値等を逸脱した運転状況が発生していないこと、現(2) 放射性固体廃棄物処理設備について、管理値等を逸脱した運転状況が発生していないこと、現在在の運転状況が正常であることを確認する。
(3) 現場の系統構成及び機器の設置状態が、事業者等の図書（技術図書、手順書、図面等）と一致していることを確認する。

(3) 現場の系統構成及び機器の設置状態が、事業者の図書(技術図書、手順書、図面等)と一致していることを確認する。
(4) 放射性固体廃棄物処理設備のうち、埋設処分に係る固化設備等の運転状況の確認結果について

は、日常検査により事業者等の活動を適時確認することにより、廃棄体確認（法定確認）の適切性

は、日常検査により事業者の活動を適時確認することにより、廃棄体確認（法定確認）の適切性のの確認に資するものである。確認結果については、検査業務用のシステムに入力する。

確認に資するものである。確認結果については、検査業務用のシステムに入力する。
5.1.2 放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管(1) 事業者等の放射性固体廃棄物等に係る年度の発生予想、搬出計画及び貯蔵予想本数等を確認し(1) 事業者の放射性固体廃棄物等に係る年度の発生予想、搬出計画及び貯蔵予想本数等を確認しておておくこと。特に、大量の放射性固体廃棄物が発生する改良工事等が計画されている場合は注意す

くこと。特に、大量の放射性固体廃棄物が発生する改良工事等が計画されている場合は注意する

ること。

こと。

(2) 許認可で定められた貯蔵本数を超えて放射性固体廃棄物等が貯蔵、保管されていないことを確認する。
(3) 許認可における遮へい計算の前提条件となっているドラム缶の放射能濃度、配置等を満足していることを確認する。
(4) 高線量のドラム缶等の保管場所を別途定め注意喚起を行う等、被ばく低減に努めていることを確認する。
(5) 放射性固体廃棄物等の貯蔵、搬出または保管場所の変更に伴う保管量の把握、識別記録の作成
又は放射線量の測定等が適切に行われていることを確認する。
5.1.3 事業所内運搬

記）する。
(3) 許認可における遮へい計算の前提条件となっているドラム缶の放射能濃度、配置等を満足していることを確認する。
(4) 高線量のドラム缶等の保管場所を別途定め注意喚起を行う等、被ばく低減に努めていることを確認する。
(5) 放射性固体廃棄物等の貯蔵、搬出または保管場所の変更に伴う保管量の把握、識別記録の作成又は放射線量の測定等が適切に行われていることを確認する。
5.1.3 事業所内運搬(1) 運搬中の輸送物の移動、転倒等の防止措置、運搬経路への標識の掲示、法令に定める危険物との載防止、見張り人の配置、保安の監督を行う者の同行等、事業所内における運搬の方法について確認す

混載防止、見張り人の配置、保安の監督を行う者の同行等、事業所内における運搬の方法について

る。

確認する。

5.2 放射性廃棄物でない廃棄物

5.2 放射性廃棄物でない廃棄物

検査手引きなし

検査手引きなし

5.3.1 事業所外廃棄（放射性廃棄物）

記載の適正化（誤(2) 許認可で定められた貯蔵本数を超えて放射性固体廃棄物等が貯蔵、保管されていないことを確認(1) 運搬中の輸送物の移動、転倒等の防止措置、運搬経路への標識の掲示、法令に定める危険物との混

5.3 事業所外廃棄記）の運転状況が正常であることを確認する。

(4) 放射性固体廃棄物処理設備のうち、埋設処分に係る固化設備等の運転状況の確認結果について

5.1.2 放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

5.3 事業所外廃棄
5.3.1 事業所外廃棄（放射性廃棄物）(1) 廃棄が可能な放射性廃棄物とするよう必要な処理を行っていること、廃棄前に措置の実施状況(1) 廃棄が可能な放射性廃棄物とするよう必要な処理を行っていること、廃棄前に措置の実施状況をを確認していること、及び記録を保存するとともに当該廃棄施設を設置した者に記録の写しを交確認していること、及び記録を保存するとともに当該廃棄施設を設置した者に記録の写しを交付付していることを確認する。

していることを確認する。

5- 195 -

記載の適正化（誤記）

5.3.2 事業所外廃棄（埋設処分）

5.3.2 事業所外廃棄（埋設処分）(1) 事業者等が実施する測定状況について、１サンプル（２～３本/h）を目安に確認する。

(1) 事業者が実施する測定状況について、１サンプル（２～３本/h）を目安に確認する。

(2) 日常検査により事業者等の活動を適時確認することにより、廃棄体確認（法定確認）の適切性の(2) 日常検査により事業者の活動を適時確認することにより、廃棄体確認（法定確認）の適切性の確確認に資するものである。確認結果については、検査報告システム（仮称）に入力する。
5.3.3 事業所外廃棄（輸入廃棄物）(1) 輸入廃棄物は、事前に返還スケジュール、荷主電力などの必要な情報を収集及び確認し、法定確5.3.3 事業所外廃棄（輸入廃棄物）(1) 輸入廃棄物は、事前に返還スケジュール、荷主電力などの必要な情報を収集及び確認し、法定確記載の適正化（誤記）

認申請前の検査（製造段階の事業者検査の確認など）に備える。

(2) 事業所外廃棄、事業所外運搬の要求事項に対する活動（適合性確認実施状況や製造の品質記録(2) 事業所外廃棄、事業所外運搬の要求事項に対する活動（適合性確認実施状況や製造の品質記録がが要求事項を満足することを事業者が確実にしていること（第三者機関による監査の実施状況を

要求事項を満足することを事業者が確実にしていること（第三者機関による監査の実施状況を含含む。
）が適切に実施されていることを確認する。

む。）が適切に実施されていることを確認する。
5.4 事業所外運搬（新燃料、使用済燃料除く）(1) 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を事業所外へ搬出する場合には、輸送容器の維(1) 放射性固体廃棄物等を事業所外へ搬出する場合には、輸送容器の維持管理、輸送計画、放射線防持管理、輸送計画、放射線防護を含めて、輸送物の表面温度、表面線量当量率及び表面汚染密度、護を含めて、輸送物の表面温度、表面線量当量率及び表面汚染密度、標識等の法令要求を満足して標識等の法令要求を満足していることを確認する。また、輸送物の設計において経年変化を考慮する

いることを確認する。

必要がある場合は、その設計が維持されていることを確認する。

記）

認に資するものである。確認結果については、検査報告システム（仮称）に入力する。

認申請前の検査（製造段階の事業者検査の確認など）に備える。

5.4 事業所外運搬（新燃料、使用済燃料除く）

記載の適正化（誤(2) 発送前検査が行われる場合、法定基準の適合状況や保安規定を遵守した活動が実施されているこ(2) 発送前検査が行われる場合、法定基準の適合状況や保安規定を遵守した活動が実施されているとを確認する。また、日常検査にて、以下の事業者の活動を適時確認することにより、事業所外運

ことを確認する。また、以下の事業者の活動を適時確認することにより、事業所外運搬物確認（法

搬物確認（法定確認）の適切性の確認に資するものである。確認結果については、検査業務用のシ

定確認）の適切性の確認に資するものである。確認結果については、検査業務用のシステムに入力

ステムに入力する。

する。

（確認項目）（確認項目）

外運搬規則の改正に伴う修正
記載の適正化（誤記）

・測定装置の校正及び点検の記録。

・測定装置の校正及び点検の記録。

・発送前検査（外観、線量当量率、収納物、重量、気密漏洩検査等）の状況。

・発送前検査（外観、線量当量率、収納物、重量、気密漏洩検査等）の状況。
5.5 放射能濃度（クリアランス）

5.5 放射能濃度（クリアランス）

保安規定に定める放射能濃度確認に係る措置の実施状況を確認する。

保安規定に定める放射能濃度確認に係る措置の実施状況を確認する。

(1) 放射能濃度の確認対象物の放射能濃度の測定、評価が原子炉等規制法第61条の２第２項の規定(1) 放射能濃度の確認対象物の放射能濃度の測定、評価が原子炉等規制法第61条の２第２項の規定にに基づき認可を受けた方法に基づき実施されていることを確認する。
(2) 放射能濃度確認対象物の運搬、保管において異物の混入防止、追加的な汚染の防止等必要な措置が講じられていることを確認する。
6 参考資料(1) 法令、基準等

記）

基づき認可を受けた方法に基づき実施されていることを確認する。
(2) 放射能濃度確認対象物の運搬、保管において異物の混入防止、追加的な汚染の防止等必要な措置が講じられていることを確認する。
6. 参考資料(1) 法令、基準等

a． 核原料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

a．核原料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

b． 製錬事業者等における工場等において用いた資材その他に含まれる放射性物質の放射能濃度につb．製錬事業者等における工場等において用いた資材その他に含まれる放射性物質の放射能濃度についての確認等に関する規則

記載の適正化（誤いての確認等に関する規則

c． 試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則

c．試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則

d． 核燃料物質等の工場又は事業所外における廃棄に関する規則

d．核燃料物質等の工場又は事業所外における廃棄に関する規則

e． 核燃料物質等の工場又は事業所外における運搬に関する規則

e．核燃料物質等の工場又は事業所外における運搬に関する規則
6- 196 -

記載の適正化（誤記）

f．工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度に関する原子f． 工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

g． 工場又は事業所の外における廃棄に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

g．工場又は事業所の外における廃棄に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

h． 工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係るh．工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る

運用ガイド

運用ガイド
i．海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき

i． 海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき事項について（調査審議結果）（平成20年11月27日 原子力安全委員会）

事項について（調査審議結果）（平成２０年１１月２７日 原子力安全委員会）
j．工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係るj． 工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る
運用ガイド

運用ガイド
k．海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき

k． 海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき事項について（調査審議結果）（平成20年11月27日 原子力安全委員会）

事項について（調査審議結果）（平成２０年１１月２７日 原子力安全委員会）

l． 内運搬告示（発電炉、核燃料施設）

l．内運搬告示（発電炉、核燃料施設）

m． 外運搬告示

m．外運搬告示

7. 改訂履歴

○改正履歴
改正
０

改正日
2020/04/01

改正の概要

備考

改訂
0

施行

１

記載の適正化（誤改訂日

2020/04/01

改訂の概要

記）

備考

施行

（新設）

○運用の明確化

改正に伴う修正①核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を事業所外へ搬出する
場合に、輸送物の設計において経年変化を考慮する必要がある場合の視点を追加○記載の適正化

原子力施設の種別

記載の適正化（誤表1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
規則名

保安のための措置に保安規定記載事項に係る原子力施設の種係る規則条項

規則条項

別

規則名

保安のための措置に保安規定記載事項に係る係る規則条項

規則条項

実用 発電用原 子
炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第78条、第79条及び第88条から第90条

第 92 条第１項第９号から
第 14 号及び同条第３項第８号から第 13 号

実用 発電用原 子
炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第78条、第79条及び第88条から第90条

第 92 条第 1 項第 9 号から
第 14 号及び同条第 3 項第8 号から第 13 号

研究 開発段階 発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第73条、第74条及び第83条から第85条

第87条第１項第９号から第14号及び同条第３項第９号から第14号

研究 開発段階 発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第73条、第74条及び第83条から第85条

第87条第1項第9号から第14号及び同条第3項第9号から第14号

試験 研究用等 原
子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第７条、第８条及び第12条から第14条

第15条第１項第７号から第13号及び同条第２項第８号から第13号

試験 研究用等 原
子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第7条、第8条及び第12条から第14条

第15条第1項第7号から第13号及び同条第2項第8号から第13号

再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第９条、第10条及び第14条から第16条

第17条第１項第７号から第12号及び同条第２項第再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第9条、第10条及び第14条から第16条

第17条第1項第7号から第12号及び同条第2項第9号

7- 197 -記）

９号から第14号

から第14号加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の２の９、第７条の３及び第７条の６から第７条の８

第８条第１項第７号から第12号及び同条第２項第９号から第14号

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第7条の2の9、第7条の3及び第7条の6から第7条の8

第8条第1項第7号から第12号及び同条第2項第9号から第14号

使用 済燃料貯 蔵
施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第29条、第30条及び第34条から第35条

第37条第１項第７号から第12号及び同条第２項第８号から第12号

使用 済燃料貯 蔵
施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第29条、第30条及び第34条から第35条

第37条第1項第7号から第12号及び同条第2項第8号から第12号

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則

第27条、第28条及び第32条から第33条

第34条第１項第７号から第11号及び同条第２項第８号から第12号

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則

第27条、第28条及び第32条から第33条

第34条第1項第7号から第11号及び同条第2項第8号から第12号

第一 種廃棄物 埋設施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則

第53条、第54条及び第60条から第61条

第63条第１項第７号から第11号及び同条第２項第８号から第12号

第一 種廃棄物 埋設施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則

第53条、第54条及び第60条から第61条

第63条第1項第7号から第11号及び同条第2項第8号から第12号

第二 種廃棄物 埋設施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

第14条、第15条及び第18条から第19条

第20条第１項第７号から第13号及び同条第２項第７号から第11号

第二 種廃棄物 埋設施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

第14条、第15条及び第18条から第19条

第20条第1項第7号から第13号及び同条第2項第７号から第11号

使用施設等

核燃料物質の使用等に関する規則第２条の11の４、第２条の11の５及び第2条の11の10から第2条の11の12

第２条の12第１項第６号から第11号及び同条第２項第８号から第13号

使用施設等

核燃料物質の使用等に関する規則第2条の11の4、第2条の11の5及び第2条の11の10から第2条の11の12

第2条の12第1項第6号から第11号及び同条第2項第8号から第13号

表２ 関連する技術基準規則条項

表2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

記載の適正化（誤原子力施設の種別

技術基準規則条項記）

実用発電用原子炉施設

第34条及び第41条から第43条まで

実用発電用原子炉施設

第34条及び第41条から第43条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第33条及び第40条から第42条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第33条及び第40条から第42条まで

試験研究用等原子炉施設

第15条から第17条まで，第31条，第52条で準用する第31条，

試験研究用等原子炉施設

第15条から第17条まで，第31条，第52条で準用する第31条，第59条で準用する第31条及び第70条で準用する第31条

第59条で準用する第31条及び第70条で準用する第31条

再処理施設

第21条及び第26条から第28条まで

再処理施設

第21条及び第26条から第28条まで

加工施設

第19条及び第21条から第23条まで

加工施設

第19条及び第21条から第23条まで

使用済燃料貯蔵施設

第18条及び第20条から第22条まで

使用済燃料貯蔵施設

第18条及び第20条から第22条まで

特定廃棄物管理施設

第16条及び第19条から第21条まで

特定廃棄物管理施設

第16条及び第19条から第21条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第16条及び第19条から第21条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第16条及び第19条から第21条まで

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第９条，第19条，第20条，第23条及び第24条

使用施設等

第９条，第19条，第20条，第23条及び第24条

表 3 検査要件まとめ表

表３ 検査要件まとめ表
本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

記載の適正化（誤本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

記）

01 実用炉01 実用炉ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

40

日常

ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

8- 198 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

40

日常

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄（埋設処分）

05

事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）

04(埋設処分)
05

06

ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]40（放射性廃棄物）
事業所外廃棄（埋設処分）
事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

検査体制

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
03 試験炉事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
02 研開炉02 研開炉05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

04

事業所外廃棄1年ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄(埋設処分)

05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)06

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

1年

2

合計時間[h]

検査体制

40

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
03 試験炉9- 199 -

ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理※２（熱出力500kw以上
02

放射性固体廃棄物等の管理※３（熱出力500kw以上
03

）

）

放射性固体廃棄物等の管理（熱出力500kw未満）

0405

放射性廃棄物でない廃棄物

事業所外廃棄（放射性廃棄物）06

事業所外廃棄（埋設処分）

07

事業所外廃棄（輸入廃棄物）08

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

09

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

10

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

９

日常

１年

２

４

日常

１年

２

２

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

上記施設区分の時間に含む日常

01

放射性固体廃棄物等の管理（熱出力500kw以上※2）02

放射性固体廃棄物等の管理（熱出力500kw以上※3）03

放射性固体廃棄物等の管理（熱出力500kw未満）

0405

放射性廃棄物でない廃棄物

事業所外廃棄（放射性廃棄物）06

事業所外廃棄(埋設処分)

07

事業所外廃棄(輸入廃棄物)08

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

09

事業所外運搬（B型輸送物）

10

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

9

日常

1年

2

4

日常

1年

2

2

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

上記施設区分

日常の時間に含む*1：項目07、09、10の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの*2：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※３ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの*3：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの
04 再処理ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]18（放射性廃棄物）
事業所外廃棄（埋設処分）
05

検査項目＊１※１ 項目07、09、10の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

04 再処理04

ID

事業所外廃棄（輸入廃棄物）

検査体制

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄(埋設処分)

05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)10- 200 -

検査頻度

サンプル数

1年

2

合計時間[h]

検査体制

18

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

06

（A型、IP型、L型輸送物）
07

08

ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理（MOX加工）放射性固体廃棄物等の管理（ウラン加工）04

放射性廃棄物でない廃棄物

事業所外廃棄（放射性廃棄物）

05

事業所外廃棄（埋設処分）

06

事業所外廃棄（輸入廃棄物）07

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

08

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

09

放射能濃度

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
05 加工

05 加工

03

事業所外運搬（B型輸送物）※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

02

事業所外運搬

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

２

12

日常

１年

２

９

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

上記施設区分の時間に含む

日常ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理(MOX加工)02

放射性固体廃棄物等の管理(ウラン加工)0304

放射性廃棄物でない廃棄物

事業所外廃棄（放射性廃棄物）

05

事業所外廃棄(埋設処分)

06

事業所外廃棄(輸入廃棄物)07

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

08

事業所外運搬（B型輸送物）

09

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

12

日常

1年

2

9

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

上記施設区分の時間に含む日常*1：項目06、08、09の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

※１ 項目06、08、09の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

06 貯蔵

06 貯蔵
ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]

２
１年

１

検査体制

日常

ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

11- 201 -

検査頻度

サンプル数

1年

2

1年

1

合計時間[h]

検査体制

2

日常

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄（埋設処分）

05

事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

03

（放射性廃棄物）
04

05

ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]２（放射性廃棄物）
事業所外廃棄（埋設処分）
事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

検査体制

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
08 埋設

事業所外廃棄(輸入廃棄物)06

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
07 管理

07 管理

05

事業所外廃棄(埋設処分)※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

04

事業所外廃棄ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄(埋設処分)

05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)06

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

1年

2

合計時間[h]

検査体制

2

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
08 埋設

12

- 202 -

ID

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]２（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄（埋設処分）

05

事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）

08

放射能濃度

検査体制

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

検査項目※１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄

検査頻度

サンプル数

１年

２

合計時間[h]２（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄（埋設処分）

05

事業所外廃棄（輸入廃棄物）06

事業所外運搬（Ａ型、IP型、Ｌ型輸送物）

07

事業所外運搬（Ｂ型輸送物）08

放射能濃度

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄(埋設処分)

05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)06

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

検査頻度

サンプル数

1年

2

合計時間[h]

検査体制

2

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。
09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）
ID

ID

検査体制

日常

１年

１

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

ID

検査項目＊１01

放射性固体廃棄物等の管理

02

放射性廃棄物でない廃棄物

03

事業所外廃棄（放射性廃棄物）04

事業所外廃棄(埋設処分)

05

事業所外廃棄(輸入廃棄物)06

事業所外運搬（A型、IP型、L型輸送物）

07

事業所外運搬（B型輸送物）

08

放射能濃度

13

- 203 -

検査頻度

サンプル数

1年

2

合計時間[h]

検査体制

2

日常

1年

1

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

発生の都度

必要に応じ

必要に応じ

日常

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

申請の都度

内容に応じ

内容に応じ

チーム

※１ 項目05、07、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

*1：項目05、0７、08の原子力規制検査は、本庁において法定確認行為の資料とする。

14- 204 -

基本検査運用ガイド
放射線環境監視プログラム（新旧対照表）1- 205 -

赤字下線部分が改訂部分
改訂案

現行規定

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射線環境監視プログラム

放射線環境監視プログラム（BR0080_r1）（BR0080_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」
2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能のび工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線環境の監視プログラムを確認する。当該事項は、保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線環境の監視プログラムを確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項

法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。

への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理のほか、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも改正に伴う修正

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

2. 検査目的

改訂理由

記載の適正化

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

3. 検査要件

3. 検査要件

3.1 検査対象

3.1 検査対象

この検査は検査対象施設における環境放射線モニタリングに係るすべての安全活動が検査対象になるが、この検査は検査対象施設における環境放射線モニタリングに係るすべての安全活動が検査対象になるが、本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、以下に示すような対象について検査を実施すること

本検査では限られた数の検査対象（サンプル）を選定し、以下に示すような対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施）とする。サンプリング選定に関しては、空間放射線の測定、環境試料の採（サンプリングベースの検査の実施）とする。サンプリング選定に関しては、空間放射線の測定、環境試料の採取及び環境試料中の放射能の測定について重要度を考慮することとし、３～４件のサンプルにて検査を実施す

取及び環境試料中の放射能の測定について重要度を考慮することとし、３～４件のサンプルにて検査を実施する。

る。

(1) 放射線監視状況の確認(1) 放射線監視状況の確認(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
2- 206 -

記載の適正化3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

4. 検査手順

4. 検査手順4.1 検査前準備

4.1 検査前準備

本検査の実施前に事業者等の管理マニュアル、活動状況、実績等を事前に収集し、検査で確認すべき方向

本検査の実施前に事業者の管理マニュアル、活動状況及び実績等を事前に収集し、検査で確認すべき方

記載の適正化（核性や視点を定めて、検査を実施すること。本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検査前準備情報を以向性や視点を定めて、検査を実施すること。本検査運用ガイドで検査する検査項目に対する検査前準備情報を燃施設等を考慮し下に記載する。また、検査対象（サンプル）の選定では、事業者等のパフォーマンスに関する知見を得るためで以下に記載する。また、検査対象（サンプル）を選定では、事業者のパフォーマンスに関する知見を得るためでた語句統一）

あり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野に集中し設定する。

あり、検査官による検査活動で、安全上重要な結果を生む可能性の高い分野に集中し設定する。

(1) 放射線監視状況の確認(1) 放射線監視状況の確認

a. 放射線環境監視計画

a. 放射線環境監視計画

b. 放射線管理の基本マニュアル類

b. 放射線管理の基本マニュアル類

c. 放射線管理等報告書、環境放射線管理報告書

c. 放射線管理報告書

記載の適正化（再d. 空間放射線の測定結果（モニタリングポスト等の固定式の放射線測定設備による連続測定結果、積算線

d. 空間放射線の測定結果（モニタリングポスト等の固定式の放射線測定設備による連続測定結果、積算線

処理施設を考慮）量計（ＴＬＤ等）を使用した長期の積算線量測定結果、モニタリングカー等を用いて行う定点サーベイ、走量計（ＴＬＤ等）を使用した長期の積算線量測定結果、モニタリングカー等を用いて行う定点サーベイ、走行モニタリング結果）

行モニタリング結果）

e. 環境試料の採取及び環境試料中の放射能の測定結果

e. 環境試料の採取及び環境試料中の放射能の測定結果

f. 気象観測結果

f. 気象観測結果

g. 排気中、排水中の放射性物質濃度の測定結果

g. 排気中、排水中の放射性物質濃度の測定結果

h. 検査対象施設で、検出された放射性物質の核種情報

h. 検査対象施設で、検出された放射性物質の核種情報

i. 放射線計測器等の校正及び管理状況の情報

i. 放射線計測器等の校正及び管理状況の情報

j. 過去の放射線管理に関する不適合管理情報

j. 過去の放射線管理に関する不適合管理情報

k. マニュアル・手順等のレビュー状況を確認

k. マニュアル・手順等のレビュー状況を確認(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認

a. 事業所周辺環境放射線測定結果報告書の陸上試料（水道水、河川水）の測定結果

a. 事業所周辺環境放射線測定結果報告書の陸上試料（水道水、河川水）の測定結果

b. 放射性物質の漏えいがないことを証明できるエビデンス

b. 放射性物質の漏えいがないことを証明できるエビデンス(例：高電導度廃液サンプルタンク、低電導度廃液サンプルタンク、サンプ、関連配管等の保守管理記録)

記載の適正化(例：高電導度廃液サンプルタンク、サンプ、低電導度廃液サンプルタンク、サンプ及び関連配管等の保守管理記録)(3) 問題の特定及び解決策における検査対象の選定
a. 不適合管理報告書
b. 不適合管理委員会議事録、指示文書等(3) 問題の特定及び解決策における検査対象の選定
a. 不適合管理報告書
b. 不適合管理委員会議事録、指示文書等

4.2 検査実施

4.2 検査実施

放射線環境監視プログラムに係る以下の項目について、事業者活動等を確認する。

放射線環境監視プログラムに係る以下の項目について、事業者活動等を確認する。

(1) 放射線監視状況の確認(1) 放射線監視状況の確認

a. 環境放射線監視装置の状態監視。

a. 環境放射線監視装置の状態監視。

b. 上記で選択した対象設備（空気サンプラー及び積算線量計）等の校正及び保守記録。

b. 上記で選択した対象設備（空気サンプラー及びTLD）等の校正及び保守記録。

c. サンプリング機能喪失を補完する設備・機器(可搬型モニタリングポスト、モニタリングカー等)の管理状

c. サンプリング機能喪失を補完する設備・機器(可搬型モニタリングポスト、モニタリングカー等)の管理状
3- 207 -

記載の適正化況。

況。

d. モニタリング要員の教育訓練の実施状況及び力量の評価状況。

d. モニタリング要員の教育訓練の実施状況及び力量の評価状況。

e. 様々な環境における環境サンプルの収集及びサンプリング準備状況等。

e. 様々な環境における環境サンプルの収集及びサンプリング準備状況等。

f. 気象観測設備の校正、保守及び作動可能性の検証。

f. 気象観測設備の校正、保守及び作動可能性の検証。

g. 測定の失敗及び異常な環境サンプルの特定と所管グループへの報告体系。

g. 測定の失敗及び異常な環境サンプルの特定と所管グループへの報告体系。

h. 長期的な気象条件、サンプル採取場所の変更及び改造の結果に係る放射線環境監視計画の変更とh. 長期的な気象条件、サンプル採取場所の変更及び改造の結果に係る放射線環境監視計画の変更と

レビュー。

レビュー。

i. 環境放射線監視における測定品質の維持に係る取組状況等。

i. 環境放射線監視における測定品質の維持に係る取組状況等。

j. 実験室間の比較プログラム結果のレビュー。

j. 事業者の実験室間の比較プログラム結果のレビュー。

(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認
a. 地方自治体との協定に基づいて実施している放射線環境監視プログラムにおける「陸水の放射性物(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認
a. 地方自治体との協定に基づいて実施している放射線環境監視プログラムにおける「陸水の放射性物

質濃度を測定していること」等の確認。

質濃度を測定していること」等の確認。

b. 放射性物質の漏えいがあった際の記録及びその評価・改善処置等の確認。

b. 放射性物質の漏えいがあった際の記録及びその評価・改善処置等の確認。

c. 監視外の放射性物質の漏えいや予期しない放射性気体廃棄物等の事業者評価。

c. 監視外の放射性物質の漏えいや予期しない放射性気体廃棄物等の事業者評価。

d. 汚染の範囲、放出源評価のための十分な放射線サーベイの実施。

d. 汚染の範囲、放出源評価のための十分な放射線サーベイの実施。

e. 放射性物質を含んでいる又はその可能性のあるサイトの地表水塊からの放出評価及び地下水の漏え

e. 放射性物質を含んでいる又はその可能性のあるサイトの地表水塊からの放出評価及び地下水の漏えいポテンシャルの確認。
f. 新しい放出源に関する線量計算マニュアルの更新。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

いポテンシャルの確認。
f. 新しい放出源に関する線量計算マニュアルの更新。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

5. 検査手引

5. 検査手引

5.1 検査前準備に係る留意事項

5.1 検査前準備に係る留意事項(1) 放射線監視状況の確認(1) 放射線監視状況の確認

a. 単位放出率当たり最高濃度及び単位放出率当たり最高堆積の最高値を伴う風の区域の変化は、事業者等の気象データの数年分を比較することによって検知することができる。
b. 線量の決定に不正確なデータが使用されていることを示す差異を特定するために、中央制御室と気象観測塔における読み出しデータ（即ち、風速、風向及び温度差）を比較すること。
c. 事業者等が環境モニタリングのサンプルにおける有意な兆候に対処し、モデルの精度を確保するために、適宜、排出物監視プログラム及び線量モデルを調整していることを確保すること。

a. 単位放出率当り最高濃度及び単位放出率当り最高堆積の最高値を伴う風の区域の変化は、事業者の記載の適正化

気象データの数年分を比較することによって検知することができる。
b. 線量の決定に不正確なデータが使用されていることを示す差異を特定するために、中央制御室と気象観測塔における読み出しデータ（即ち、風速、風向及び温度差）を比較すること。
c. 事業者が環境モニタリングのサンプルにおける有意な兆候に対処し、モデルの精度を確保するために、適宜、排出物監視プログラム及び線量モデルを調整していることを確保すること。
4- 208 -

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

d. サイト外への漏えいの可能性のある一部の事例は、屋外燃料交換用水貯蔵タンク、使用済燃料プー

d. サイト外への漏えいの可能性のある一部の事例は、屋外燃料交換用水貯蔵タンク、使用済燃料プー

ル、使用済燃料プール漏えい検出系、屋外タンク、汚染された機器の屋外貯蔵、埋設配管、滞水池、溜ル、使用済燃料プール漏えい検出系、屋外タンク、汚染された機器の屋外貯蔵、埋設配管、滞水池、溜池又は貯水池及び蒸気配管である。これらに対する漏えい検知方法の一部の事例は、地下水モニタリン

池又は貯水池及び蒸気配管である。これらに対する漏洩検知方法の一部の事例は、地下水モニタリン

グ、運転員の巡回、工学的なウォークダウン又は検査、漏えい検出系又は定期健全性試験である。

グ、運転員の巡回、工学的なウォークダウン又は検査、漏えい検出系又は定期健全性試験である。

(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認
a. 廃止措置の計画立案ルールの要件を実施するために承認可能な方法が示されていることを確認する。
事業者等がこれとは別の方法を選択する場合は、それを確認すること。

(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認
c. 廃止措置の計画立案ルールの要件を実施するために承認可能な方法が示されていることを確認する。
事業者がこれとは別の方法を選択する場合は、それを確認すること。

b. 是正処置プログラムには、放射性物質の漏えい(核種及び放出量)、影響を受けた区域、規模、サーベ

d. 是正処置プログラムには、放射性物質の漏えい(核種及び放出量)、影響を受けた区域、規模、サーベ

イ結果の相互比較、及び実施された改善結果の説明を含んでいるべきである。また、検出されない漏え

イ結果の相互比較、及び実施された改善結果の説明を含んでいるべきである。また、検出されない漏えいが生じている、又はその可能性がある場合、不十分なモニタリング・改善処置が講じられていることを検いが生じている、又はその可能性がある場合、不十分なモニタリング・改善処置が講じられていることを検討すること。

討すること。

5.2 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項

本検査は、上述した検査対象を確認することで、以下の事業者活動の確認が可能である。

① 放射線環境監視計画が環境に対する放射性廃棄物の放出の影響を定量化し、放射性の気体と及び液① 放射線環境監視計画が環境に対する放射性排出物の放出の影響を定量化し、放射性の気体と及び液② 事業者の技術仕様書及び関連マニュアルと整合して、放射線環境監視計画を実施していることを検証すること。また、放射性廃棄物の放出プログラムが、設計目的を満たしていることの妥当性を確認する。

体の排出物の放出プログラムの健全性の妥当性を立証していることを確認する。

放射線と散乱放射線（スカイシャイン）による被ばく）を監視していること、正当な原則と仮定に基づいている

放射線と散乱放射線（スカイシャイン）による被ばく）を監視していること、正当な原則と仮定に基づいていること、及び公衆に対する線量が線量限度内にあることの妥当性を確認する。

こと、及び公衆に対する線量が線量限度内にあることの妥当性を確認する。

検査対象を確認するための留意事項等を以下に示す。

検査対象を確認するための留意事項等を以下に示す。

(1) 放射線監視状況の確認(1) 放射線監視状況の確認

a. 環境放射線監視装置(モニタリングポスト、ダストモニタ等)が放射線環境監視計画に記述されているか

a. 環境放射線監視装置(モニタリングポスト、ダストモニタ等)が放射線環境監視計画に記述されているか否かを確認し、装置の状態を判断するために、3～5か所の空気サンプリング場所及び3～5ヶ所の積算線否かを確認し、装置の状態を判断するために、3～5ヶ所の空気サンプリング場所及び3～5ヶ所の熱ルミ量計（TLD）等の監視場所のウォークダウンを行うこと。適切なサンプリングと整合して、空気サンプリング

ネセンス線量計（TLD）等の監視場所のウォークダウンを行うこと。適切なサンプリングと整合して、空気サ

場所は、単位放出率当り最高濃度及び単位放出率当たり最高堆積を伴う風下の区域内の場所に基づいンプリング場所は、単位放出率当り最高濃度及び単位放出率当り最高堆積を伴う風下の区域内の場所て選択すべきである。また、積算線量計（TLD）等は、リスク上最も重要な場所（例えば、公衆の線量の影に基づいて選択すべきである。また、熱ルミネセンス線量計（TLD）等は、リスク上最も重要な場所（例え

響が最も高い潜在性がある場所）に基づいて選択していることを確認する。

ば、公衆の線量の影響が最も高い潜在性がある場所）に基づいて選択していることを確認する。

記載の適正化
記載の適正化ていることを検証するために、校正及び保守記録を確認する。
c. 事業者が必要なサンプリング場所の機能喪失によって、他の適切な媒体(可搬型モニタリングポスト、モ

ニタリングカー等)のサンプリングを選択していることを確認する。モニタリングカーには、臨界事故に備え

ニタリングカー等)のサンプリングを選択していることを確認する。モニタリングカーには、臨界事故に備えた中性子測定器が搭載されている場合もあり、その管理状況等を確認する。

た中性子測定器搭載されている場合もあり、その管理状況等を確認する。

状況及び力量の評価状況を確認する。

記載の適正化

b. 上記で選択された空気サンプラー及びTLDについては、これらの機器の適切な運転可能性が実証され

c. 事業者が必要なサンプリング場所の機能喪失によって、他の適切な媒体(可搬型モニタリングポスト、モd. モニタリング要員は、測定機器の操作方法などを十分に習得しておく必要があり、その教育訓練の実施

た語句統一）

ること。また、放射性排出物の放出プログラムが、設計目的を満たしていることの妥当性を確認する。
③ 放射線環境監視計画が、通常ない被ばく経路（例えば、サイトにおける漏えい、設備及び機器からの直接ていることを検証するために、校正及び保守記録を確認する。

燃施設等を考慮し② 事業者の技術仕様書及び関連マニュアルと整合して、放射線環境監視計画を実施していることを検証す③ 放射線環境監視計画が、通常ない被ばく経路（例えば、サイトにおける漏えい、設備及び機器からの直接

b. 上記で選択された空気サンプラー及びTLDについては、これらの機器の適切な運転可能性が実証され記載の適正化（核5.2 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項

本検査は、上述した検査対象を確認することで、以下の事業者活動の確認が可能である。
体の廃棄物の放出プログラムの健全性の妥当性を立証していることを確認する。

記載の適正化

d. モニタリング要員は、測定機器の操作方法などを十分に習得しておく必要があり、その教育訓練の実施

記載の適正化

状況及び力量の評価状況を確認する。

e. 可能な限り、様々な環境試料（例えば、地下水と地表水、牛乳、植物、沈殿物及び土壌）からの2～4件e. 可能な限り、様々な環境試料（例えば、地下水と地表水、ミルク、植物、沈殿物及び土壌）からの2～4件の環境サンプルの収集及び準備状況を確認すること。環境サンプリングが放射線環境監視計画に規定さの環境サンプルの収集及び準備状況を確認すること。環境サンプリングが放射線環境監視計画に規定さ5- 209 -

記載の適正化れているような放出経路の代表であること、及びサンプリング技法は手順に従っていることを確認する。

れているような放出経路の代表であること、及びサンプリング技法は手順に従っていることを確認する。

f. 直接的な観測及び記録のレビューに基づいて、気象観測設備が、指針及び事業者等の手順書に従っ

f. 直接的な観測及び記録のレビューに基づいて、気象観測設備が、指針及び事業者の手順書に従っ記載の適正化（核て、校正及び保守がなされ、作動可能であることを検証すること。該当する場合、中央制御室及び観測塔て、校正及び保守がなされ、作動可能であることを検証すること。該当する場合、中央制御室及び観測塔

燃施設等を考慮しの気象データの読み出し計器及び記録計器が作動可能であることを確認する。

の気象データの読み出し計器及び記録計器が作動可能であることを確認する。

た語句統一）

g. 測定の失敗及び異常な環境サンプルを特定し、これを所管グループに報告していることを検証するこg. 測定の失敗及び異常な環境サンプルを特定し、これを所管グループに報告していることを検証すること。利用可能な場合、測定を失敗したサンプル、使用不可能なサンプラー、故障した積算線量計（TLDと。利用可能な場合、測定を失敗したサンプル、使用不可能なサンプラー、故障したTLD等、異常な測定等）等、異常な測定を含んでいる事象から3～5件選択すること。また、事業者が原因を特定し、是正処置を含んでいる事象から3～5件選択すること。また、事業者が原因を特定し、是正処置を実施していることを実施していることを検証すること。有意なサンプル結果（即ち、検出の下限界（LLD）より上で検知されたを検証すること。有意なサンプル結果（即ち、検出の下限界（LLD）より上で検知された許可対象放射性許可対象放射性物質）の事業者等の評価を確認すること。放出された物質のソースである関連する放射物質）の事業者の評価を確認すること。放出された物質のソースである関連する放射性排出物の放出デ記載の適正化（核性廃棄物の放出データを確認する。

ータを確認する。

燃施設等を考慮しh. 敷地調査の変更、長期的な気象条件（3年間の平均）又は直近の検査以降のサンプル採取場所の変

h. 敷地調査の変更、長期的な気象条件（3年間の平均）又は直近の検査以降のサンプル採取場所の変

更及び改造の結果として、放射線環境監視計画に対し事業者等が実施した著しい変更を確認すること。

更及び改造の結果として、放射線環境監視計画に対し事業者が実施した著しい変更を確認すること。変

変更されたサンプリング場所に関する技術的正当化を確認すること。変更が環境への放射性廃棄物の放更されたサンプリング場所に関する技術的正当化を確認すること。変更が環境への放射性排出物の放出

出の影響を監視する能力に影響を及ぼさなかったことを確保するために必要なレビューを事業者等が実の影響を監視する能力に影響を及ぼさなかったことを確保するために必要なレビューを事業者が実施し施していることを確認する。

ていることを確認する。

記載の適正化た語句統一）
記載の適正化i. サンプルの計数のために、技術検討書・放射線環境監視計画に関して、適切な検出感度が使用されて

i. サンプルの計数のために、技術検討書・放射線環境監視計画に関して、適切な検出感度が使用されている（即ち、サンプルは技術検討書・放射線環境監視計画が要求する検出限界値を満たしている）ことをいる（即ち、サンプルは技術検討書・放射線環境監視計画が要求する検出限界値を満たしている）ことを確認すること。放射線測定計器の状態を維持するための品質管理図等及び検出器の性能劣化に関し講確認すること。放射線測定計器の状態を維持するための品質管理図等及び検出器の性能劣化に関し講じられた措置を確認すること。事業者等が放射線環境監視計画のサンプルを分析するために協力企業、じられた措置を確認すること。事業者が放射線環境監視計画のサンプルを分析するために協力企業、分記載の適正化（核分析機関等の実験室を使用する場合、それらのプログラムの妥当性を検証するために各実験室間の比析機関等の実験室を使用する場合、それらのプログラムの妥当性を検証するために各実験室間の比較

燃施設等を考慮し較プログラムを含め、協力企業等の品質管理プログラムの結果を確認する。

プログラムを含め、協力企業等の品質管理プログラムの結果を確認する。

た語句統一）

j. 事業者等が実施した環境サンプル分析の妥当性を検証するために、事業者等の実験室間の比較プロ

j. 事業者が実施した環境サンプル分析の妥当性を検証するために、事業者の実験室間の比較プログラム

グラムの結果をレビューすること。実験室間の比較試験には、施設に該当する媒体・核種が含まれているの結果をレビューすること。実験室間の比較試験には、施設に該当する媒体・核種が含まれていることをことを確認すること。該当する場合、データ及び放射線環境監視計画への全体的な影響に対するバイア

確認すること。該当する場合、データ及び放射線環境監視計画への全体的な影響に対するバイアス(外ス(外的要因：フォールアウト等によるバックグラウンドへの影響等)についての事業者等の判断を確認す

的要因：フォールアウト等によるバックグラウンドへの影響等)についての事業者の判断を確認する。

る。
(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認(2) 地下水等への放射性物質の漏えいがないことの確認

a. 事業者等が地方自治体との協定に基づいて実施している放射線環境監視プログラムにおいて、「陸水a. 事業者が地方自治体との協定に基づいて実施している放射線環境監視プログラムにおいて、「陸水（井（井戸水、河川水等）の放射性物質濃度を測定していること」を確認する。加えて、「高電導度廃液サンプ

戸水、河川水等）の放射性物質濃度を測定していること」を確認する。加えて、「高電導度廃液サンプルタ

ルタンク、低電導度廃液サンプルタンク、関連配管等に漏えいがなく、放射性液体廃棄物が環境中に漏ンク、低電導度廃液サンプルタンク及び関連配管等に漏えいがなく、放射性液体廃棄物が環境中に漏え

えいしていないことを確認する。

いしていないことを確認する。

b. 放射性物質の漏えいがあった際には、特定された記録を確認すること。また、放射性物質漏えいの評

b. 放射性物質の漏えいがあった際には、特定された記録を確認すること。また、放射性物質漏えいの評価を確認し効果性のために講じた改善処置を確認すること。地下水の汚染が関係するサイト内の汚染事価を確認し効果性のために講じた改善処置を確認すること。地下水の汚染が関係するサイト内の汚染事

象を確認すること。放射性物質漏えいの放出源が特定され、緩和されているか否かを評価すること。

象を確認すること。放射性物質漏えいの放出源が特定され、緩和されているか否かを評価すること。

c. 監視外の放射性物質漏えい、予期しない放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物の放出に関して、放c. 監視外の放射性物質漏えい、予期しない放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物の放出に関して、放出された放射性物質の核種と量を判断するために、事業者等の評価を確認すること。
d. 汚染の範囲、放出源を評価するために、十分な放射線サーベイが実施されているか否かを評価すること。

出された放射性物質の核種と量を判断するために、事業者の評価を確認すること。
d. 汚染の範囲、放出源を評価するために、十分な放射線サーベイが実施されているか否かを評価するこ

記載の適正化

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）と。

e. 放射性物質を含んでいる又は含んでいる可能性のあるサイトの地表水塊(貯水池、湖)からの放出の評

e. 放射性物質を含んでいる又は含んでいる可能性のあるサイトの地表水塊(貯水池、湖)からの放出の評

価、及びこれらサイト内の地表水塊からの地下水の漏えいの潜在性を確認すること。放射性廃棄物の放価、及びこれらサイト内の地表水塊からの地下水の漏えいの潜在性を確認すること。排出物の放出報告

出報告書の一部として、事業者が、これらを適切に考慮しているか否かを判断すること。

書の一部として、事業者が、これらを適切に考慮しているか否かを判断すること。
6- 210 -

記載の適正化f. 新しい重要な放出源に関して、線量計算マニュアルを更新し、これに線量計算で使用された全ての新し

f. 新しい重要な放出源に関して、線量計算マニュアルを更新し、これに線量計算で使用されたすべてのい仮定とパラメータに関するベースが含まれているか否かを判断すること。

記載の適正化

新しい仮定とパラメータに関するベースが含まれているか否かを判断すること。

5.3 現場確認を行う際の視点

5.3 現場確認を行う際の視点(1) 主排気筒の希ガス濃度常時モニタリング及び所定の頻度での試料採取による放射能測定並びに主要ガ(1) 主排気筒の希ガス濃度常時モニタリング及び所定の頻度での試料採取による放射能測定並びに主要ガ

ンマ線放出核種に係る粒子状物質濃度測定結果を現場の監視盤で確認する。

ンマ線放出核種に係る粒子状物質濃度測定結果を現場の監視盤で確認する。

(2) その他排気筒等からの所定の頻度での試料採取による主要ガンマ線放出核種に係る粒子状物質濃度測(2) その他排気筒等からの所定の頻度での試料採取による主要ガンマ線放出核種に係る粒子状物質濃度測定結果を現場の監視盤で確認する。

定結果を現場の監視盤で確認する。

(3) 周辺監視区域近傍に設置されている環境監視装置（モニタリングポスト及びダストモニタ）において、その(3) 周辺監視区域近傍に設置されている環境監視装置（モニタリングポスト及びダストモニタ）において、その測定結果を現場の監視盤で確認する。 合わせて、中央操作室の指示値を確認する。

測定結果を現場の監視盤で確認する。 合わせて、中央操作室の指示値を確認する。

(4) 所定の放出経路（排気筒、固体廃棄物処理建屋排気筒等）状況(4) 所定の放出経路（排気筒、固体廃棄物処理建屋排気筒等）状況(5) その他作業等（屋外貯蔵タンクの開放点検等）における換気に伴う一時的排気(5) その他作業等（屋外貯蔵タンクの開放点検等）における換気に伴う一時的排気(6) 放射性液体廃棄物タンク類からの所定の頻度での試料採取による放射能測定(6) 放射性液体廃棄物タンク類からの所定の頻度での試料採取による放射能測定(7) 放出する放射性液体廃棄物の放射能が放出管理目標値及び放出管理基準値を超えないことを確認す(7) 放出する放射性液体廃棄物の放射能が放出管理目標値及び放出管理基準値を超えないことを確認する。

る。

(8) 高電導度廃液サンプルタンク、低電導度廃液サンプルタンク及びサンプピットに漏えいがないことを確認(8) 高電導度廃液サンプルタンク及びサンプピット、低電導度廃液サンプルタンク及びサンプピットに漏えいがする。

記載の適正化ないことを確認する。

6. 改訂履歴6. 改訂履歴

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

施行

1

2021/04/01

記載の適正化

備考

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用
原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置 、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 73 条及び第 74 条

核燃料物質の加工の事
業に関する規則第 7 条の 2 の 9 及び第7 条の 3

使用済燃料の貯蔵の事

第 29 条及び第 30 条

試験研究用等原子炉
施設
再処理施設

加工施設

使用済燃料貯蔵施設

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

第 7 条及び第 8 条

第 9 条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第 3 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第 3 項
第 9 号，第 11 号及び第 12 号
第 15 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 9 号，第 11 号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 9 号，第 11 号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，第 9 号

表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用
原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置 、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 73 条及び第 74 条

核燃料物質の加工の事
業に関する規則

第７条の２の９及び第７条の 3

試験研究用等原子炉
施設
再処理施設

加工施設

7

- 211 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

第７条及び第８条

第 9 条及び第 10 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第 12 号並びに同条第 3 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 87 条第 1 項第 9 号，第 11 号
及び第１２号並びに同条第 3 項
第９号，第 11 号及び第１２号
第 15 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項

改正に伴う修正

業に関する規則
廃棄物管理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施
設

使用施設等

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 27 条及び第 28 条

及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 34 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 53 条及び第 54 条

第 63 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，第 8 号
及び第 11 号並びに同条第 2 項
第 7 号，第 9 号及び第 10 号

第 2 条の 11 の 4 から第2 条の 11 の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6 号，第8 号及び第 9 号並びに同条第 2項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事
業に関する規則第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第２７条及び第 28 条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

表 2 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

第 37 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 7 号，第 9 号及び第 10 号
第 34 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第５３条及び第５４条

第 63 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，第 8 号
及び第 11 号並びに同条第２項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6 号，第8 号及び第 9 号並びに同条第 2項第 8 号，第 10 号及び第 11 号

表 2 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

表 3 検査要件まとめ表

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する
第 31 条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31 条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

表 3 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線環境監視プログラム

2 年※

3 以上

20

チーム

※

第 9 号，第１１号及び第 12 号

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線環境監視プログラム

2年

3 以上

20

チーム
施設のリスク状態（追加）る。

に応じた検査頻度を注記

02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線環境監視プログラム

2年※

3以上

20

チーム

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線環境監視プログラム

2年

3 以上

20

チーム

8

- 212 -

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ（追加）

施設のリスク状態

いては、必要に応じて検査を実施する。

に応じた検査頻度を注記

03 試験炉ID0102
03

03 試験炉

検査項目
放射線環境監視プログラム（熱出力500kw以上※１）

検査頻度

放射線環境監視プログラム（熱出力500kw以上※２）

必要に応

放射線環境監視プログラム（熱出力500kw未満）

必要に応

必要に応
じて
じて
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応（熱出力 500kw 以上※１） じて
02

放射線環境監視プログラム

必要に応（熱出力 500kw 以上※２） じて
03

放射線環境監視プログラム

必要に応（熱出力 500kw 未満）

じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線環境監視プログラム

2年※

3以上

20

チーム

01

放射線環境監視プログラム

2年

3 以上

20

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記

05 加工
ID

検査項目
放射線環境監視プログラム（MOX加工）放射線環境監視プログラム（ウラン加工）

01
02
※

05 加工

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

2以上

15

チーム

01

放射線環境監視プログラム（MOX 加工）

必要に応
じて

－

－

チーム

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す
る。

02

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

2 以上

15

チーム

－

－

チーム

放射線環境監視プログラム

必要に応（ウラン加工）じて施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度
を注記

06 貯蔵
ID

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

検査項目

検査頻度

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

07 管理
ID

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

08 埋設
ID

ID

じて

07 管理
ID

06 貯蔵

08 埋設
ID

検査項目
9

- 213 -

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

－

－

チーム

09 使用（政令該当）01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線環境監視プログラム

必要に応
じて

10

- 214 -

基本検査運用ガイド
放射線モニタリング設備（新旧対照表）1- 215 -

赤字下線部分が改訂部分
改訂案

現行規定

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

放射線モニタリング設備

放射線モニタリング設備（BR0090_r1）（BR0090_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

小分類：「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「放射線管理」

検査分野：「放射線管理」
2. 検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第６１条の２の２第１項４号ロで規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る定している事項（保安のために必要な措置）のうち、表1に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及規則条項で規定される管理区域への立入制限等、線量等に関する措置(以下「線量等に関する措置」という。)及び工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能のび工場、事業所又は使用の場所（以下「事業所等」という。）において行われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線モニタリング設備の管理状況を確認する。当該事保全の措置(以下、「機能の保全の措置」という。)に係る放射線モニタリング設備の管理状況を確認する。当該事項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規項は、法第61条の2の2第1項3号イで規定される事項（保安規定）のうち、表1に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

則条項で規定される線量等に関する措置及び機能の保全の措置に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

また、法第61条の2の2第1項第2号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表2に示す原子力施設の種

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準

別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、放射性物質による汚染の防止等の放射線管理に関連する基準への遵守状況を確認する。

への遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

改正に伴う修正

1. 監視領域

大分類：「放射線安全」

2. 検査目的

改訂理由

これらの確認対象となる事業者等の活動は、放射線管理の他、防災・非常時対応、施設管理の検査分野にも記載の適正化関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

3. 検査要件

3. 検査要件

3.1 検査対象

3.1 検査対象

本検査は、事業者等が放射線学的に安全な作業環境を確保するために、管理区域、放射性物質及び作業

本検査は、事業者が放射線学的に安全な作業環境を確保するために、管理区域、放射性物質及び作業者

記載の適正化（核者に対して使用される放射線監視計器の精度、校正及び点検の適切性を確保していることを検証するものであに対して使用される放射線監視計器の精度、校正及び点検の適切性を確保していることを検証するものであ

燃施設等を考慮しる。この本検査を受ける計装には、予想される運転上の異常事象及び想定事故の結果状況を含む通常の原子る。この本検査を受ける計装には、予想される運転上の異常事象及び想定事故の結果状況を含む通常のプラた語句統一）

力施設の運転に関連する放射性物質の状況を監視するために使用される設備が含まれる。

ント運転に関連する放射性物質の状況を監視するために使用される設備が含まれる。

この本検査は、検査対象施設における全ての放射線モニタリング設備が検査対象になりうるが、本ガイドにおこの本検査は、検査対象施設における全ての放射線モニタリング設備が検査対象になりうるが、本ガイドにおいて、以下に示す項目を対象とし、限られた数の検査対象（サンプル）を選定して検査を実施すること（サンプリいて、以下に示す項目を対象とし、限られた数の検査対象（サンプル）を選定して検査を実施すること（サンプリ

ングベースの検査の実施）とする。検査対象（サンプル）選定に関しては、代表的な放射線モニタリング設備につングベースの検査の実施）とする。検査対象（サンプル）選定に関しては、代表的な放射線モニタリング設備について重要度を考慮することとし、３～４件の検査対象（サンプル）にて検査を実施する。

いて重要度を考慮することとし、３～４件の検査対象（サンプル）にて検査を実施する。
2- 216 -

(1) 放射線モニタリング設備の確認(1) 放射線モニタリング設備の確認

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順4.1 検査前準備

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4. 検査手順4.1 検査前準備

本検査の実施前に事業者等の管理マニュアル、活動状況、実績等を収集し、検査で確認すべき方向性や視本検査の実施前に事業者の管理マニュアル、活動状況、実績等を収集し、検査で確認すべき方向性や視点記載の適正化（核点を定めて、検査を実施する。また、検査対象（サンプル）では、事業者等のパフォーマンスに関する知見を得るを定めて、検査を実施する。また、検査対象（サンプル）では、事業者のパフォーマンスに関する知見を得るため燃施設等を考慮しためであり、検査官による検査活動によって、安全上重要な結果を生む可能性の高い設備、活動等に対し設定であり、検査官による検査活動によって、安全上重要な結果を生む可能性の高い設備、活動等に対し設定すた語句統一）する。

る。

4.2 検査実施

4.2 検査実施

放射線モニタリング設備に係る以下の対象について、事業者活動等を確認する。

放射線モニタリング設備に係る以下の対象について、事業者活動等を確認する。

(1) 放射線モニタリング設備の確認
a. 可搬式計測器の校正及び保管状態並びに運転可否。（核燃料施設等については、臨界監視に係る設備を含む。）(1) 放射線モニタリング設備の確認

b. 可搬式検査計器の性能。

備を含む。）

c.

エリア放射線モニタ (ARM)及び連続的空気モニタ（CAM）の適切な設置等。

b. 可搬式検査計器の性能。

d.

作業者汚染モニタ (PCM)、ポータルモニタ (内部被ばくのスクリーニング装置、PM)及び小物

c.

エリア放射線モニタ (ARM)及び連続的空気モニタ（CAM）の適切な設置等。

d.

作業者汚染モニタ (PCM)、入口モニタ (PM)及び小物モニタ (SAM)の定期的な校正。

モニタ (SAM)の定期的な校正。
e.

実験室用計装等の校正及び試験の手順。

e.

実験室用計装等の校正及び試験の手順。

f.

ホールボディ・カウンター。

f.

ホールボディ・カウンター。

g.

事故後の監視計装。

g.

事故後の監視計装。

h.

ポータルモニタ (PM)、作業者汚染モニタ (PCM)及び小物モニタ（SAM）。

h.

入口モニタ (PM)、作業者汚染モニタ (PCM)及び小物モニタ（SAM）。

i.

可搬式サーベイ計器、エリア放射線モニタ (ARM)、空気サンプラー、格納容器雰囲気モニタリi.

可搬式サーベイ計器、エリア放射線モニタ (ARM)、空気サンプラー、格納容器雰囲気モニタリ

ング系(CAMS)。
計器のキャリブレータ。

j.

計器のキャリブレータ。

k.

校正用基準線源。

k.

校正用基準線源。

(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に記載の適正化ング系(CAMS)。

j.

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

記載の適正化

a. 可搬式計測器の校正及び保管状態並びに運転可否。（核燃料施設等については、臨界監視に係る設(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

処理されていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
3- 217 -

記載の適正化（行間詰め）

5. 検査手引

5. 検査手引

5.1 検査前準備に係る留意事項

5.1 検査前準備に係る留意事項(1) 放射線モニタリング設備の確認
a. 放射線モニタリング設備の確認は、下記を含んでいるべきである。
(a) エリア放射線モニタ(ARM)、臨界モニタ、及びホールボディ・カウンター（WBC）を含む固定式計(1) 放射線モニタリング設備の確認
a. 放射線モニタリング設備の確認は、下記を含んでいるべきである。
(a) エリア放射線モニタ(ARM)、臨界モニタ、及びホールボディ・カウンター（WBC）を含む固定式計装。

装。

(b) 連続空気モニタ(CAM)及び可搬式空気サンプラーを含む構内気中モニタ。

(b) 連続空気モニタ(CAM)及び可搬式空気サンプラーを含む構内気中モニタ。

(c) 可搬式サーベイ計器、特に、変化する放射線状況（ガンマ線、中性子線及びアルファ線を測定する(c) 可搬式サーベイ計器、特に、変化する放射線状況（ガンマ線、中性子線及びアルファ線を測定する

計装）を特定するために使用されるもの。
(d) 作業者汚染モニタ(PCM)、ポータルモニタ (PM)及び小物モニタ(SAM)。

計装）を特定するために使用されるもの。
(d) 作業者汚染モニタ(PCM)、入口モニタ(PM)及び小物モニタ(SAM)。

注記：高ガンマ線及び中性子線の状況監視のために使用される可搬式計装、空気中放射性物質(ダ注記：高ガンマ線及び中性子線の状況監視のために使用される可搬式計装、空気中放射性物質(ダスト)を発生させる作業に関連する空気モニタ、炉心計装、格納容器サンプ区域、及び放射性廃スト)を発生させる作業に関連する空気モニタ、炉心計装、格納容器サンプ区域、及び放射性廃棄物樹脂移送に関連する状況監視、並びに作業者の外部と体内の汚染を判断するために使用

棄物樹脂移送に関連する状況監視、並びに作業者の外部と体内の汚染を判断するために使用されるエリア放射線モニタ(ARM)に注目すべきである。

されるエリア放射線モニタ(ARM)に注目すべきである。

(e) 事故後の監視と格納容器隔離時の計装は、高レンジの格納容器・ドライウェルの放射線モニタから構(e) 事故後の監視と格納容器隔離時の計装は、高レンジの格納容器・ドライウェルの放射線モニタから構成される。
b. 放射線モニタリング設備の確認における検査対象の選定成される。
b. 放射線モニタリング設備の確認における検査対象の選定(a) 放射性物質、物品及び作業者を含む管理区域の放射性物質の状態に関連する放射線計器及びそ(a) 放射性物質、物品及び作業者を含む管理区域の放射性物質の状態に関連する放射線計器及びその管理方法を特定するために、事業者の設計図書等を確認すること。さらに、遠隔の緊急事態の評価の管理方法を特定するために、事業者の設置許可申請書等を確認すること。さらに、遠隔の緊急事態のために使用される計器を含め、事故後の監視計装と関連技術仕様の要件を特定すること。ただし、の評価のために使用される計器を含め、事故後の監視計装と関連技術仕様の要件を特定すること。た

事故後のサンプリング・システム（ダストサンプラ、ヨウ素サンプラ等）が、必要な計装として技術仕様書

だし、事故後のサンプリング・システム（ダストサンプラ、ヨウ素サンプラ等）が、必要な計装として技術仕等から除外されている場合には、当該要件の特定は不要である。

様書等から除外されている場合には、当該要件の特定は不要である。

(b) 中性子監視計装(臨界モニタ、レムカウンタ等)、作業者の外部汚染（作業者汚染モニタ）及び体内汚(b) 中性子監視計装(臨界モニタ、レムカウンタ等)、作業者の外部汚染（作業者汚染モニタ）及び体内汚染（ポータルモニタ (PM)、ホールボディ・カウンター（WBC）等）の検出及び、分析に使用する計測器

染（入口モニタ(PM)、ホールボディ・カウンター（WBC）等）の検出及び、分析に使用する計測器並びに並びに空気サンプラー及び小物モニタ（SAM）を含めた供用中の監視計装のリストを入手すること。適空気サンプラー及び小物モニタ（SAM）を含めた供用中の監視計装のリストを入手すること。適切な数

切な数及び種類の計器が作業支援のために利用可能か否かを判断するためにリストを確認すること。

及び種類の計器が作業支援のために利用可能か否かを判断するためにリストを確認すること。

(c) 事業者のサイト外の校正施設の監査を含めて、直近の放射線監視プログラムの事業者及び第三者による（独立の）評価報告書の確認する。事業者の評価プログラム及び評価報告書を確認する。

(1) 放射線モニタリング設備の確認(e) 現場検査に備えた技術仕様書及び設置許可申請書等において規定されている臨界モニタ、エリア
放射線モニタ（ARM）等の警報設定値及び設定根拠を確認すること。
5.2 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項(1) 放射線モニタリング設備の確認

a. 使用中又は使用可能な5～10件の可搬式計測器を選択すること。校正の有効期間を示すステッa. 使用中又は使用可能な5～10件の可搬式計測器を選択すること。校正の有効期間を示すステッカーを確認する。また計器の状態及び運転可能かどうかを確認する。核燃料施設等については、臨カーを確認する。また計器の状態及び運転可能かどうかを確認する。核燃料施設等については、臨界に係る設備を含める。

界に係る設備を含める。

b. 事業者等が多種類の可搬式検査計器の校正を実証するときには、そのパフォーマンスを観察す

記載の適正化視に使用される計器に注目すること。校正の手順書の妥当性を確認すること。

放射線モニタ（ARM）等の警報設定値及び設定根拠を確認すること。
5.2 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項

記載の適正化(d) 校正計器ソースのチェックと校正を管理する手順書のコピーを入手すること。特に高放射線状況の監視に使用される計器に注目すること。校正の手順書の妥当性を確認すること。
(e) 現場検査に備えた技術仕様書及び設置許可申請書等において規定されている臨界モニタ、エリア

記載の適正化(c) 事業者のサイト外の校正施設の監査を含めて、直近の放射線監視プログラムの事業者及び第三者による（独立の）評価報告書を確認する。
(d) 校正計器ソースのチェックと校正を管理する手順書のコピーを入手すること。特に高放射線状況の監記載の適正化b. 事業者が多種類の可搬式検査計器の校正を実証するときには、そのパフォーマンスを観察する
4- 218 -

記載の適正化（核ること。高レンジの計器が全て適切なスケールで校正が行われているか否かを判断すること。校こと。高レンジの計器が全て適切なスケールで校正が行われているか否かを判断すること。校正燃施設等を考慮し正の実証には、少なくとも3種類の可搬式検査計器を選ぶこと。

の実証には、少なくとも3種類の可搬式検査計器を選ぶこと。

た語句統一）

c.

エリア放射線モニタ(ARM)及び連続的空気モニタ（CAM）が、監視すべき放射線源又は区域

c.

エリア放射線モニタ(ARM)及び連続的空気モニタ（CAM）が、監視すべき放射線源又は区域に対して意図された場所に適切に設置されているか否かを判断するため、これらの5～7件についに対して意図された場所に適切に設置されているか否かを判断するため、これらの5～7件についてウォークダウンを実施すること。モニタの応答（現場又は遠隔の指標経由で）と現場の条件とてウォークダウンを実施すること。モニタの応答（現場又は遠隔の指標経由で）と現場の条件との整合性に関して比較すること。

の整合性に関して比較すること。

d.

作業者汚染モニタ(PCM)、ポータルモニタ (PM)及び小物モニタ(SAM)を3～5件選択するこd.

作業者汚染モニタ(PCM)、入口モニタ(PM)及び小物モニタ(SAM)を3～5件選択すること。定と。定期的な校正が、製造業者の推奨事項及び事業者の手順書に従って実施されていることを検期的な校正が、製造業者の推奨事項及び事業者の手順書に従って実施されていることを検証する

証すること。

こと。

e.

f.

校正及び試験のプログラムe.

(a) 実験室用計装の放射線分析（例えば、全アルファ線、全ベータ線、比例計数器、γ線スペ

ペクトロメトリ法（リチウムドリフト型ゲルマニウム半導体検出器、高純度ゲルマニウム半

クトロメトリ法（リチウムドリフト型ゲルマニウム半導体検出器、高純度ゲルマニウム半導導体検出器を含む）及び液体シンチレーション計数器）に使用される各種の実験室用分析計

体検出器を含む）及び液体シンチレーション計数器）に使用される各種の実験室用分析計器器のうちの 1 つを選択すること。日常の性能チェック及び校正データの頻度が適切であり、のうちの 1 つを選択すること。日常の性能チェック及び校正データの頻度が適切であり、ままた劣化計器を識別管理していることを検証する。

た劣化計器を識別管理していることを検証する。
f.

(a) 計器の通常的な使用の前に、ホールボディ・カウンター（WBC）の機能確認の実施方法を確認すること。チェック用ソースが適切か否か、また現場のアイソトープ・ミックス(ファントム)とること。チェック用ソースが適切か否か、また現場のアイソトープ・ミックス(ファントム)と一致するか否かを確認すること。

一致するか否かを確認すること。
(b) 校正用ソースがプラントの内部被ばくの解析に必要な条件、要素の典型であること、また、 記載の適正化（核た、適切な校正用ソースが使用されていることを検証するために、直近のホールボディ・カ

適切な校正用ソースが使用されていることを検証するために、直近のホールボディ・カウン

燃施設等を考慮しウンター（WBC）の校正報告書をレビューすること。

ター（WBC）の校正報告書をレビューすること。

た語句統一）

事故後の監視計装g.

(a) 少なくとも 1 つのドライウェル・格納容器用の高レンジ・モニタを選ぶこと、また直近の事故後の監視計装(a) 少なくとも 1 つのドライウェル・格納容器用の高レンジ・モニタを選ぶこと、また直近の校正報告書を確認すること。

校正報告書を確認すること。

(b) 計器の測定範囲及び意図された目的を考慮に入れて、校正の許容判断基準が合理的か否か(b) 計器の測定範囲及び意図された目的を考慮に入れて、校正の許容判断基準が合理的か否かを判断すること。

を判断すること。

(c) 使用可能な場合、事業者等の校正及び試験手順との適合性を検証するために、これらの計(c) 使用可能な場合、事業者の校正及び試験手順との適合性を検証するために、これらの計器器の電子的及び放射線校正を観察すること。
h.

ポータルモニタ(PM)、作業者汚染モニタ(PCM)及び小物モニタ（SAM）。

h.

燃施設等を考慮した語句統一）

入口モニタ(PM)、作業者汚染モニタ(PCM)及び小物モニタ（SAM）。

記載の適正化(a) サイトで使用される計器のうちの 1 又は 2 件を選択すること、また警報設定値が、その条件下において、許可された放射性物質が周辺監視区域境界における空間線量率及び空気中放件下において、許可された放射性物質が周辺監視区域境界における空間線量率及び空気中放射性物質濃度限度を確保するために合理的であることを検証すること。

射性物質濃度限度を確保するために合理的であることを検証すること。
(b) 上記の中で選択された各計器の校正文書をレビューし、また製造業者の推奨事項との一貫性を判断するために、事業者等の校正方法について確認すること。
可搬式サーベイ計器、エリア放射線モニタ(ARM)、空気サンプラー、格納容器雰囲気モニタリ

記載の適正化（核の電子的及び放射線校正を観察すること。

(a) サイトで使用される計器のうちの 1 又は 2 件を選択すること、また警報設定値が、その条(b) 上記の中で選択された各計器の校正文書をレビューし、また製造業者の推奨事項との一貫
i.

記載の適正化

ホールボディ・カウンター(a) 計器の通常的な使用の前に、ホールボディ・カウンター（WBC）の機能確認の実施方法を確認す(b) 校正用ソースが原子力施設の内部被ばくの解析に必要な条件、要素の典型であること、まg.

校正及び試験のプログラム(a) 実験室用計装の放射線分析（例えば、全アルファ線、全ベータ線、比例計数器、ガンマ線ス

ホールボディ・カウンター

記載の適正化i.

性を判断するために、事業者の校正方法について確認すること。

記載の適正化（核可搬式サーベイ計器、エリア放射線モニタ(ARM)、空気サンプラー、格納容器雰囲気モニタリ

燃施設等を考慮しング系(CAMS)

ング系(CAMS)(a) 各種の計器（計器総数の中の最低 4 つ）の少なくとも 1 つに関する校正文書をレビューす(a) 各種の計器（計器総数の中の最低 4 つ）の少なくとも 1 つに関する校正文書をレビューすること。可搬式サーベイ計器及びエリア放射線モニタ(ARM)に関しては、検出器の寸法形状及ること。可搬式サーベイ計器及びエリア放射線モニタ(ARM)に関しては、検出器の寸法形状及び校正方法をレビューし、さらに、事業者にその計器のキャリブレータの使用を実証させるこび校正方法をレビューし、さらに、事業者にその計器のキャリブレータの使用を実証させること（適用可能な場合）。測定結果が疑わしい場合は、計器を持参し、現場で実測し、測定値のと（適用可能な場合）。測定結果が疑わしい場合は、計器を持参し、現場で実測し、測定値の比較を行う。

比較を行う。
5- 219 -

た語句統一）

j.

(b) 使用可能な場合、校正又はソース確認時に、許容判断基準を満たさなかった 1～4 つの可搬(b) 使用可能な場合、校正又はソース確認時に、許容判断基準を満たさなかった 1～4 つの可搬式検査計器を選択すること（少なくとも、電子的警報線量計、呼吸ゾーン空気サンプラーなど

式検査計器を選択すること（少なくとも、電子的警報線量計、呼吸ゾーン空気サンプラーなどのような 1 つの可搬式サーベイ計器及び 1 つの個人線量計を含めて）。校正から逸脱した（50のような 1 つの可搬式サーベイ計器及び 1 つの個人線量計を含めて）。校正から逸脱した（50パーセント以上）計器に関しては、事業者等が適切な措置を取っていることを検証すること。

パーセント以上）計器に関しては、事業者が適切な措置を取っていることを検証すること。事

記載の適正化（核事業者等が成功した最後の校正又は校正以降における計器の可能な影響を評価していること

業者が成功した最後の校正又は校正以降における計器の可能な影響を評価していることを検燃施設等を考慮しを検証すること。

証すること。

た語句統一）

j.

計器のキャリブレータ

計器のキャリブレータ(a) 事業者等の可搬式測定器及びエリア放射線モニタ(ARM)のキャリブレータ・ユニットに対(a) 事業者の可搬式測定器及びエリア放射線モニタ(ARM)のキャリブレータ・ユニットに対す

記載の適正化（核する現在の出力値（表、集計表など）を確認すること。事業者等が電離箱・電位計（又は同等

る現在の出力値（表、集計表など）を確認すること。事業者が電離箱・電位計（又は同等の測燃施設等を考慮しの測定器）による測定を通じて、使用計器の範囲を超えるキャリブレータのアウトプットを定定器）による測定を通じて、使用計器の範囲を超えるキャリブレータのアウトプットを定期的た語句統一）

期的に測定することを検証すること。

に測定することを検証すること。

(b) 事業者等が追跡可能なソースを使用して測定器を校正していること(トレーサビリティが確(b) 事業者が追跡可能なソースを使用して測定器を校正していること(トレーサビリティが確保

記載の適正化（核保されているということ)、また、これらの測定器に関する補正係数(校正定数)が、事業者等のされているということ)、また、これらの測定器に関する補正係数(校正定数)が、事業者の出力燃施設等を考慮し出力検証において適切に適用されていたことを検証すること。

検証において適切に適用されていたことを検証すること。

た語句統一）

k.

k.

校正用基準線源(a) 使用された校正用基準線源が原子力施設内の典型的な線種及びエネルギー範囲であること

校正用基準線源(a) 使用された校正用基準線源がプラント内の典型的な線種及びエネルギー範囲であることをを確認する。

確認する。

記載の適正化（核燃施設等を考慮した語句統一）

5.3 現場確認を行う際の視点

5.3 現場確認を行う際の視点(1) 検査官はリスク情報に基づき、どの計器を検査するか選択するべきである。例えば、高線量率の区域にお(1) 検査官はリスク情報に基づき、どの計器を検査するか選択するべきである。例えば、高線量率の区域において使用される放射線測定器は、高い優先度であるべきである。

いて使用される放射線測定器は、高い優先度であるべきである。

(2) 測定器が使用可能かどうかの検証は、検査官による事業者等の現場の校正状況の観察によって行われる(2) 測定器が使用可能かどうかの検証は、検査官による事業者の現場の校正状況の観察によって行われるべべきである。観察の機会がない場合は、検証は、校正文書を確認する。

きである。観察の機会がない場合は、検証は、校正文書を確認する。

(3) 校正用密封線源(下限数量以下も含む)が多数存在するが、それらが原子力施設内の測定器の校正に対燃施設等を考慮し(3) 校正用密封線源(下限数量以下も含む)が多数存在するが、それらがプラント内の測定器の校正に対してして適切な核種、線種、エネルギー範囲であることを確認する。

記載の適正化（核た語句統一）

適切な核種、線種、エネルギー範囲であることを確認する。

6. 改訂履歴6. 改訂履歴

改訂

改訂日

0

2020/04/01

1

改訂の概要

備考

施行

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

検査要件まとめ表の検査頻度に注記
改正に伴う修正

記載の適正化
表1 関連する施行規則条項
表1 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実 用 発 電 用 原 子炉 の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用

研 究開発 段階発電 用原

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

第 73 条及び第 74 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第 11号及び第 12 号並びに同条第 3
項第 8 号，第 10 号及び第 11号
第 87 条第 1 項第 9 号，第 11

原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実 用 発 電 用 原 子炉 の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用
原子炉施設

研 究開発 段階発電 用原子炉の設置、運転等に関する規則

6- 220 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 78 条及び第 79 条

第 73 条及び第 74 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 9 号，第 11号及び第 12 号並びに同条第 3
項第 8 号，第 10 号及び第 11号
第 87 条第 1 項第 9 号，第 11号及び第１２号並びに同条第 3項第 9 号，第 11 号及び第１２号

原子炉施設子炉の設置、運転等に関する規則

試験研究用等原子炉
施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第 7 条及び第 8 条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第 7 条の 2 の 9 及び第7 条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 27 条及び第 28 条

再処理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設使用施設等

第 9 条及び第 10 条

第 53 条及び第 54 条

第 14 条及び第 15 条

第 2 条の 11 の 4 から第2 条の 11 の 6 まで

号及び第 12 号並びに同条第 3項第 9 号，第 11 号及び第 12号
第 15 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 9 号，第 11 号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 34 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 63 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 20 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 11 号並びに同条第 2 項
第 7 号，第 9 号及び第 10 号

試験研究用等原子炉
施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第７条及び第８条

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則第７条の２の９及び第７条の 3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第 29 条及び第 30 条

廃棄物管理施設

核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核 燃 料物 質 又 は核 燃料
物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第２７条及び第 28 条

再処理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設使用施設等

第 9 条及び第 10 条

第１５条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号
第 17 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 8 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 9 号，第１１号及び第 12 号
第 37 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 7 号，第９号及び第 10 号
第 34 条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第 2 項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第５３条及び第５４条

第６３条第 1 項第 7 号，第 9 号
及び第 10 号並びに同条第２項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第 14 条及び第 15 条

第 20 条第 1 項第 7 号，第８号
及び第 11 号並びに同条第２項
第 8 号，第 10 号及び第 11 号

第２条の１１の４から第２条の１１の 6 まで

第 2 条の 12 第 1 項第 6 号，第8 号及び第 9 号並びに同条第2 項第 8 号，第 10 号及び第 11号

第 2 条の 12 第 1 項第 6 号，第7 号及び第 9 号並びに同条第2 項第 8 号，第 10 号及び第 11号
表2 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

表2 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

技術基準規則条項

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

実用発電用原子炉施設

第 34 条及び第 41 条から第 43 条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第 33 条及び第 40 条から第 42 条まで

試験研究用等原子炉施設

再処理施設
加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

再処理施設

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する第 31条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

第 15 条から第 17 条まで，第 31 条，第 52 条で準用する第 31条，第 59 条で準用する第 31 条及び第 70 条で準用する第 31条
第 21 条及び第 26 条から第 28 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

加工施設

第 19 条及び第 21 条から第 23 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

使用済燃料貯蔵施設

第 18 条及び第 20 条から第 22 条まで

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

特定廃棄物管理施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

第二種廃棄物埋設施設－

特定第一種廃棄物埋設施設

第 16 条及び第 19 条から第 21 条まで

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 9 条，第 19 条，第 20 条，第 23 条及び第 24 条

7

- 221 -

記載の適正化表 3 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線モニタリング設備

2年※

3以上

60

チーム

01

放射線モニタリング設備

2年

3以上

60

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度る。

を注記

02 研開炉ID
01※

02 研開炉

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

放射線モニタリング設備

2年

3以上

60

チーム

01

放射線モニタリング設備

2年

3以上

60

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設につ施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

いては、必要に応じて検査を実施する。

を注記

03 試験炉ID

03 試験炉

検査項目
検査頻度
放射線モニタリング設備
必要に応（熱出力500kw以上※１）
じて放射線モニタリング設備
必要に応（熱出力500kw以上※２）
じて放射線モニタリング設備
必要に応（熱出力500kw未満）
じて

01
02
03

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備（熱出力500kw以上※１）

必要に応

放射線モニタリング設備（熱出力500kw以上※２）

必要に応放射線モニタリング設備（熱出力500kw未満）

必要に応

02
03

じて
じて
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

－

－

チーム

－

－

チーム

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線モニタリング設備

2年※

3以上

60

チーム

01

放射線モニタリング設備

2年

3以上

60

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

施設のリスク状態（追加）に応じた検査頻度

る。

を注記

05 加工
ID

検査項目
放射線モニタリング設備（MOX加工）放射線モニタリング設備（ウラン加工）

01
02
※

05 加工

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

2年※

2以上

45

チーム

01

－

－

チーム

放射線モニタリング設備（MOX加工）放射線モニタリング設備（ウラン加工）必要に応じて建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設については、必要に応じて検査を実施す

02

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

2年

2以上

45

チーム

－

－

チーム

必要に応じ
て

（追加）

施設のリスク状態る。

に応じた検査頻度
を注記

06 貯蔵
ID

06 貯蔵

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目
8

- 222 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

放射線モニタリング設備

必要に応
じて

－

－

チーム

07 管理

01

放射線モニタリング設備

必要に応じ
て

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応じ
て

08 埋設

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応じ
て

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応
じて

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

01

放射線モニタリング設備

必要に応じ
て

9

- 223 -

基本検査運用ガイド
安全実績指標の検証（新旧対照表）1- 224 -

（下線部分は改正部分）
改

1

正

後

改

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

安全実績指標の検証

安全実績指標の検証（BQ0040_r1）（BQ0040_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

記）

小分類：
「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」

小分類：「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」「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」（実用炉）「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」（実用炉）「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」（研開炉、試験炉、再処理、加工、「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」（研開炉、試験炉、再処理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用）貯蔵、管理、埋設、使用）

検査分野：
「横断」
2

正

検査目的

検査分野：
「横断」
2.

検査目的

記載の適正化（誤原子力規制検査等に関する規則第５条及び原子力規制等実施要領に基づき、各監視領域の関連に関す

原子力規制検査等に関する規則第５条及び原子力規制等実施要領に基づき、各監視領域の関連に関す

記）

る活動目的の達成状況を確認する安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）及びる活動目的の達成状況を確認する安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）及び指標の収集状況等を確認する。

指標の収集状況等を確認する。

なお、本指標は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。
）第なお、本指標は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第67条の規定に基づき原子力

67条の規定に基づき原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）第５条によ

規制検査等に関する規則第5条により報告を徴収することとしている。

り報告を徴収することとしている。
3

検査要件

3.1 検査対象
評価の対象とする各安全実績指標（PI：Performance Indicator、以下「PI」という。
）は、次のとお3.

検査要件

3.1 検査対象
評価の対象とする各安全実績指標(PI:Performance Indicator、以下「PI」という。)は、次のとおりと

りとする。

する。

(1) 7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数(1) 7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数(2) 7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数(2) 7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数(3) 追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数(3) 追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数(4) 安全系の使用不能時間割合（％）(4) 安全系の使用不能時間割合(%)(5) 安全系の機能故障件数（運転上の制限逸脱回数）(5) 安全系の機能故障件数(運転上の制限逸脱回数)(6) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率（基準値を超えた割合）(6) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率(基準値を超えた割合)(7) 原子炉冷却材中のよう素131濃度（基準値に対する割合）(7) 原子炉冷却材中のよう素131濃度(基準値に対する割合)(8) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合(8) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合(9) 重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）(9) 重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）(10)重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）(10) 重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）(11)放射性廃棄物の過剰放出件数(11) 放射性廃棄物の過剰放出件数
2- 225 -

記載の適正化（誤記）

(12)被ばく線量が線量限度を超えた件数(12) 被ばく線量が線量限度を超えた件数(13)事故故障等の報告基準の実効線量（５mSv）を超えた計画外の被ばく発生件数(13) 事故故障等の報告基準の実効線量（5mSv）を超えた計画外の被ばく発生件数※

核燃料施設等は(11)から(13)のみを対象とする。

※

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

検査は、表１の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

検査は、表1の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

なお、検査は、前年度末までのデータが集計されPIデータとして提出された後の任意の時期に実施す

なお、検査は、前年度末までのデータが集計されPIデータとして提出された後の任意の時期に実施する。
4

核燃料施設等は(11)から(13)のみを対象とする。

記）

る。
4.

検査手順

4.1 検査前準備

検査手順

4.1 検査前準備

検査に際して、PIの評価に必要な事業者の規定類を事前に調査し確認するとともに、運転記録及び報告書等を入手し、又は閲覧する。

記載の適正化（誤記）

検査に際して、PIの評価に必要な事業者の規定類を事前に調査し確認するとともに、運転記録及び報告書等を入手し、又は閲覧する。

(1) 事業者から提出されるPI(1) 事業者から提出されるPI(2) PI作成に係る要領書、手順書等(2) PI作成に係る要領書、手順書等(3) PIの基となる運転記録等及びそのデータ処理に関わる記録(3) PIの基となる運転記録等及びそのデータ処理に関わる記録(4) 事故故障、運転上の制限に係る事象報告書等の資料(4) 事故故障、運転上の制限に係る事象報告書等の資料

4.2 検査実施

4.2 検査実施
安全実績指標に関するガイド」及び「ATENA 19-

PI及びPIに係る事業者活動等について、安全実績指標に関するガイド（GI0006）及びATENA 19－R01

R01（Rev.0） 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（原子力（Rev.0） 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（原子力エネ

エネルギー協議会制定）」に基づき、以下を確認する。

ルギー協議会制定）に基づき、以下を確認する。

PI及びPIに係る事業者活動等について、「GI0006

記載の適正化（誤(1) 7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数
事業者から報告されているスクラム回数とPIの比較。
(2) 7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数
運転記録等から得られる事業者の記録等の適切性。

(1) 7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数
事業者から報告されているスクラム回数とＰＩの比較。
(2) 7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数
運転記録等から得られる事業者の記録等の適切性。

(3) 追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数(3) 追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数

事業者が提出する事象報告書及び運転記録等。

事業者が提出する事象報告書及び運転記録等。

(4) 安全系の使用不能時間割合（％）
運転上の制限（LCO）逸脱時間の占める割合とPIの比較。
(5) 安全系の機能故障件数（運転上の制限逸脱回数）
影響緩和に係る設備等の安全機能の劣化数と PI の比較。
(6) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率（運転上の制限値を超えた割合）
対象ユニット毎の原子炉容器からの漏洩量とPIの比較。
(7) 原子炉冷却材中のよう素131濃度（基準値に対する割合）
よう素131濃度に関する対象ユニット毎の事業者の記録とPIの比較。
(8) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合
要員参加割合の適切な算定。
(9) 重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）
訓練における各ホールドポイントでの時間と成立性確認訓練（シーケンス訓練）の実施報告書等の記(4) 安全系の使用不能時間割合(%)
運転上の制限（LCO）逸脱時間の占める割合とＰＩの比較。
(5) 安全系の機能故障件数(運転上の制限逸脱回数)
影響緩和に係る設備等の安全機能の劣化数とＰＩの比較。
(6) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率(運転上の制限値を超えた割合)
対象ユニット毎の原子炉容器からの漏洩量とＰＩの比較。
(7) 原子炉冷却材中のよう素131濃度(基準値に対する割合)
よう素131濃度に関する対象ユニット毎の事業者の記録とＰＩの比較。
(8) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合
要員参加割合の適切な算定。
(9) 重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）
訓練における各ホールドポイントでの時間と成立性確認訓練（シーケンス訓練）の実施報告書等の記
3- 226 -

記載の適正化（誤
記）

録。
(10)

録。

重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）(10)

対象設備の運転上の制限を逸脱した件数。
(11)放射性廃棄物の過剰放出件数

対象設備の運転上の制限を逸脱した件数。
(11) 放射性廃棄物の過剰放出件数

年度期間中に発生した保安規定に定める管理目標値を超える放射性廃棄物の過剰放出件数の記録と年度期間中に発生した保安規定に定める管理目標値を超える放射性廃棄物の過剰放出件数の記録とPIの比較。
(12)被ばく線量が線量限度を超えた件数

PIの比較。
(12) 被ばく線量が線量限度を超えた件数

年度期間中に放射線業務従事者の被ばく線量が法令に定める線量限度を超えた件数とPIの比較。
(13)計画外放射線影響発生件数

年度期間中に放射線業務従事者の被ばく線量が法令に定める線量限度を超えた件数とPIの比較。
(13) 計画外放射線影響発生件数

年度期間中に法令に定める事故報告基準となる実効線量（５mSv）を超えた件数。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認

重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）

年度期間中に法令に定める事故報告基準となる実効線量（5mSv）を超えた件数。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 検査の結果、報告されたPIデータと検証のために収集したデータに矛盾があり、データが信頼でき(1) 検査の結果、報告されたPIデータと検証のために収集したデータに矛盾があり、データが信頼できないと判断した場合の処置

事業者のデータ収集又は解釈上の過誤による場合があるため、事業者に通知し確認を求める。また、事業者の CAP 活動報告、不適合処置等を観察し検証状況を確認する。

た、事業者のＣＡＰ活動報告、不適合処置等を観察し検証状況を確認する。
(2) PIの報告内容が誤りであった場合の処置(2) PIの報告内容が誤りであった場合の処置
不適合処置の状況を観察し、事業者が PI データの過誤を是正していること及びその是正処置の不適合処置の状況を観察し、事業者がＰＩデータの過誤を是正していること及びその是正処置

有効性を適切に評価していることを確認する。また、人的過誤によるものと認められる場合は、必の有効性を適切に評価していることを確認する。また、人的過誤によるものと認められる場合は、要に応じて基本検査運用ガイド「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用」により適切に不適合

必要に応じて「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用」により適切に不適合が処置されているが処置されていることを確認する。

ことを確認する。
(3) PIが閾値を超える場合等の処置(3) PIが閾値を超える場合等の処置
検査官は、検出された矛盾点について、PI が閾値を超え若しくは PI に対する信頼性を確認でき検査官は、検出された矛盾点について、PIが閾値を超え若しくはＰＩに対する信頼性を確認できないと判断した場合は、速やかにその旨を事業者及び本庁の関係者に通知する。

ないと判断した場合は、速やかにその旨を事業者及び本庁の関係者に通知する。
(4) 事業者から適切なＰＩデータが得られない、若しくはPIデータに重大な矛盾がある場合の処置(4) 事業者から適切なPIデータが得られない、若しくはPIデータに重大な矛盾がある場合の処置実行可能と判断できる場合、検査官により直接 PI データを収集するとともに検査を追加し検証実行可能と判断できる場合、検査官により直接ＰＩデータを収集するとともに検査を追加し検

する。
検査手引

5.1 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1)7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数

証する。
5.

検査手引

5.1 検査を実施する上での手引き及び関連する留意事項(1) 7,000臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム回数

過去４四半期中の7,000時間臨界運転時間当たりの手動及び自動の計画外スクラムについて、関連法

過去４四半期中の7000時間臨界運転時間当たりの手動及び自動の計画外スクラムについて、関連法

令に基づき事業者が提出する事象に関する報告書で報告されているスクラム回数とPIとして報告され令に基づき事業者が提出する事象に関する報告書で報告されているスクラム回数とＰＩとして報告さた回数を比較するとともに、臨界運転時間数の正確性を対象ユニット毎に提出されたデータから１件れた回数を比較するとともに、臨界運転時間数の正確性を対象ユニット毎に提出されたデータから１をサンプリングし確認する。

件をサンプリングし確認する。

(2)7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数(2) 7,000臨界時間当たりの計画外出力変化回数

過去４四半期中の7,000時間臨界運転時間当たりの全出力の５％を超える原子炉出力の計画外変化

過去4四半期中の7000時間臨界運転時間当たりの全出力の５%を超える原子炉出力の計画外変化につについて、運転記録、その他の文書をレビューし、事業者が出力変更の回数を適切に把握、記録していて、運転記録、その他の文書をレビューし、事業者が出力変更の回数を適切に把握、記録しているいることを確認するとともに、臨界運転時間数の正確性を対象ユニット毎に提出されたデータから１ことを確認するとともに、臨界運転時間数の正確性を対象ユニット毎に提出されたデータから１件を件をサンプリングし確認する。

サンプリングし確認する。

(3)追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数
過去４四半期中の臨界中における計画外のスクラムであり、かつ追加的な運転操作を要求する又は記）

ないと判断した場合の処置

事業者のデータ収集又は解釈上の過誤による場合があるため、事業者に通知し確認を求める。ま5

記載の適正化（誤(3) 追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数
過去4四半期中の臨界中における計画外のスクラムであり、かつ追加的な運転操作を要求する又は主4- 227 -

記載の適正化（誤記）

主給水が使用できない状態若しくは復旧できない状態を伴うもの（２本以上の制御棒未挿入、タービ給水が使用できない状態若しくは復旧できない状態を伴うもの(２本以上の制御棒未挿入、タービント

ントリップ失敗等）について、事業者が提出する事象報告書及び運転記録をレビューし、PIの中で適リップ失敗等)について、事業者が提出する事象報告書及び運転記録をレビューし、ＰＩの中で適切に切に報告されていることを対象ユニット毎に提出されたデータから１件をサンプリングし確認する。

報告されていることを対象ユニット毎に提出されたデータから1件をサンプリングし確認する。

(4)安全系の使用不能時間割合（％）(4) 安全系の使用不能時間割合(%)

過去12四半期間中に発生した安全系（炉心冷却機能、余熱除去機能、非常用交流電源系統等安全上

過去12四半期間中に発生した安全系(炉心冷却機能、余熱除去機能、非常用交流電源系統等安全上重重要な機器）の運転上の制限（LCO）逸脱時間が、過去12四半期間中の原子炉運転時間（必要待機時間

要な機器)の運転上の制限（LCO）逸脱時間が、過去１２四半期間中の原子炉運転時間(必要待機時間)に）に占める割合について、運転記録その他の根拠資料に基づき、PIの数値が各安全系機器の運転時間占める割合について、運転記録その他の根拠資料に基づき、ＰＩの数値が各安全系機器の運転時間、、修復時間等をもとに正確に算出し報告されていることを対象ユニットの系統毎に１件をサンプリン

修復時間等をもとに正確に算出し報告されていることを対象ユニットの系統毎に1件をサンプリング

グにより確認する。

により確認する。

(5)安全系の機能故障件数（運転上の制限逸脱回数）(5) 安全系の機能故障件数(運転上の制限逸脱回数)

過去４四半期間中に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器又は系統の安全機能を妨げた、又過去 4 四半期間中に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器又は系統の安全機能を妨げた、又は妨げる可能性のあった件数について、対象ユニット毎に実用発電用原子炉の設置、運転等に関するは妨げる可能性のあった件数について、対象ユニット毎に規則（昭和 53 年通商産業省令第 77 号）第 87 条第９項に基づく報告の内容から、これらの報告故障のする規則」第 87 条第 9 項に基づく報告の内容から、これらの報告故障の件数とＰＩの件数を比較し正件数と PI の件数を比較し正確に算出し報告されていることを確認する。

確に算出し報告されていることを確認する。

(6)格納容器内の原子炉冷却材漏えい率（運転上の制限値を超えた割合）「実用発電用原子炉の設置、運転等に関(6) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率(運転上の制限値を超えた割合)

過去４四半期間中に保安規定に定める格納容器内への原子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限

過去4四半期間中に保安規定に定める格納容器内への原子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限

に対する割合について、対象ユニット毎に原子炉容器（RCS）からの漏洩量の日々の漏えい測定値を事に対する割合について、対象ユニット毎に原子炉容器（ＲＣＳ）からの漏洩量の日々の漏えい測定値

業者の記録と PI データとを比較し、正しく報告されていることを確認する。

を事業者の記録とPIデータとを比較し、正しく報告されていることを確認する。

(7)原子炉冷却材中のよう素131濃度（運転上の制限値を超えた割合）(7) 原子炉冷却材中のよう素131濃度(運転上の制限値を超えた割合)

過去４四半期間中に保安規定に定める原子炉冷却材中のよう素131濃度に関する運転上の制限に対

過去4四半期間中に保安規定に定める原子炉冷却材中のよう素131濃度に関する運転上の制限に対する割合について、対象ユニット毎に事業者の記録とPIデータとを比較し、基準値を超えた割合が正する割合について、対象ユニット毎に事業者の記録とＰＩデータとを比較し、基準値を超えた割合がしく報告されていることを確認する。

正しく報告されていることを確認する。

(8)重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合(8) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合

過去１年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原子炉施設の保全のための活

過去1年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原子炉施設の保全のための活動を行うために配置された要員が参加した割合について、正しく算定されていることを対象ユニット

動を行うために配置された要員が参加した割合について、正しく算定されていることを対象ユニット

毎に訓練実施報告等の記録により確認する。

毎に訓練実施報告等の記録により確認する。

(9)重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）(9) 重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）

過去１年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練における、各ホールドポイントで想定

過去1年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練における、各ホールドポイントで想定さされる時間を満足した件数割合を対象ユニット毎に成立性確認訓練（シーケンス訓練）の実施報告書れる時間を満足した件数割合を対象ユニット毎に成立性確認訓練（シーケンス訓練）の実施報告書等等の記録により確認する。

の記録により確認する。

(10)重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）(10)

過去４四半期の保安規定に基づく重大事故等対処設備の運転上の制限を逸脱した件数が正しく報告されていることを確認する。
(11)放射性廃棄物の過剰放出件数

重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）
過去4四半期の保安規定に基づく重大事故等対処設備の運転上の制限を逸脱した件数が正しく報告されていることを確認する。
(11)

放射性廃棄物の過剰放出件数

年度期間中に発生した保安規定に定める管理目標値、放出管理の基準値を超える放射性廃棄物の年度期間中に発生した保安規定に定める管理目標値、放出管理の基準値を超える放射性廃棄物の過過剰放出件数について、対象ユニット毎に事業者の放射性廃棄物の放出記録、事象報告書等をもとに剰放出件数について、対象ユニット毎に事業者の放射性廃棄物の放出記録、事象報告書等をもとにPI

PIデータと比較し、正しく報告されていることを確認する。

データと比較し、正しく報告されていることを確認する。

(12)被ばく線量が線量限度を超えた件数
年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線量が、法令で定めた線量限度を超えた件数について、事業者の記録、報告書等をもとにPIデータと比較し、正しく報告されていることを確認する。
100mSv／５年は平成13年度を始期とする５年間とする。（法令に定める「線量限度」未満の場合は「なし」とする。
）(12)

被ばく線量が線量限度を超えた件数
年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線量が、法令で定めた線量限度を超えた件数について、事業者の記録、報告書等をもとにPIデータと比較し、正しく報告されていることを確認する。
100mSv/5年は平成13年度を始期とする5年間とする。
（法令に定める「線量限度」未満の場合は「なし」とする）
5- 228 -

(13)計画外放射線影響発生件数
年度期間中に法令に定める事故報告基準となる実効線量（５mSv）を超えた件数を確認する。
5.2 その他の視点及び留意事項
対象プラントに初めて適用されるPIの検証は、報告された値を算定するために使用される全てのデー
タの正確性を検証することが望ましい。
PIデータの正確性を期するため、PIデータの収集を観察することが有用となる場合がある。また、可能であれば必要に応じて個別検査項目の検査データを活用する。
(1)起因事象に係るPI
スクラムに対応する運転員及び保修員等の人的要因に係る安全実績の検査として行う事象追跡については、横断検査項目の基本検査運用ガイド「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用」による。
事象に係る報告書徴収後のレビューが終了するまでの期間中は、スクラムが適切なPIの下で報告されたことを検証する。
計画外の出力変化を伴う操作を行った場合とは、法令報告事象に限らず、５％を超える発電用原子(13) 計画外放射線影響発生件数
年度期間中に法令に定める事故報告基準となる実効線量（5mSv）を超えた件数を確認する。
5.2 その他の視点及び留意事項

記載の適正化（誤対象プラントに初めて適用されるPIの検証は、報告された値を算定するために使用される全てのデー
タの正確性を検証することが望ましい。
PIデータの正確性を期するため、PIデータの収集を観察することが有用となる場合がある。また、可能であれば必要に応じて個別検査項目の検査データを活用する。
(1) 起因事象に係るPI
スクラムに対応する運転員及び保修員等の人的要因に係る安全実績の検査として行う事象追跡については、横断検査項目の検査運用ガイド「BQ0010

品質マネジメントシステムの運用」による。

事象に係る報告書徴収後のレビューが終了するまでの期間中は、スクラムが適切なPIの下で報告されたことを検証する。
計画外の出力変化を伴う操作を行った場合とは、法令報告事象に限らず、5％を超える発電用原子炉の出力変化が生じたとき、若しくは発電用原子炉の出力変化が必要となった場合等を対象とする。

炉の出力変化が生じたとき、若しくは発電用原子炉の出力変化が必要となった場合等を対象とする。
(2)安全系統機能故障に係るPI(2) 安全系統機能故障に係るPI

サンプリング期間中にかなりの回数の停止を伴うトレイン・セグメントについては、全ての時間がサンプリング期間中にかなりの回数の停止を伴うトレイン・セグメントについては、全ての時間が正確に報告されることを検証する必要はないが、計画外に停止した場合、又は計画よりも停止を延長

正確に報告されることを検証する必要はないが、計画外に停止した場合、又は計画よりも停止を延長した場合などに着目し、正しく説明されていることの確認に努めるものとする。

した場合などに着目し、正しく説明されていることの確認に努めるものとする。

監視している系統のトレイン・セグメントが、定量的な評価から低リスクであり、PI 全体に及ぼ監視している系統のトレイン・セグメントが、定量的な評価から低リスクであり、PI全体に及ぼすす大きな影響がなく、多くの非稼働時間を生じる可能性がある場合、報告された非稼働時間が合理的

大きな影響がなく、多くの非稼働時間を生じる可能性がある場合、報告された非稼働時間が合理的とと思われる簡単なチェックを行うだけで十分である。

思われる簡単なチェックを行うだけで十分である。

事象に係る報告書徴収後のレビューが終了するまでの期間中は、事象が適切なPIの下で報告されたかどうかを検証することを選択してもよい。
(3)安全系の機能故障件数に係るPI

事象に係る報告書徴収後のレビューが終了するまでの期間中は、事象が適切なPIの下で報告されたかどうかを検証することを選択してもよい。
(3) 安全系の機能故障件数に係るPI検証データを収集する場合、毎日の CAP 会議等のレビューにおいて特定された故障に関する資料

検証データを収集する場合、毎日のCAP会議等のレビューにおいて特定された故障に関する資料をを蓄積することが望ましい。また、特定された故障又は非稼働に係る情報等、プラントの状態その他

蓄積することが望ましい。また、特定された故障又は非稼働に係る情報等、プラントの状態その他のの検査の事例に係る情報を蓄積することが推奨される。また、検査官は、他の関連する適切な基本検検査の事例に係る情報を蓄積することが推奨される。また、検査官は、他の関連する適切な検査運用

査運用ガイドを参考として利用することができる。

ガイドを参考として利用することができる。

(4)格納容器内の原子炉冷却材漏えい率に係るPI事業者による適切なPIデータの収集を確実にするため、検査官の行う日常の巡視において、運転員の監視活動を観察する。
(5)原子炉冷却材中のよう素131濃度に係るPI事業者による適切なPIデータの収集を確実にするため、要すれば、基本検査運用ガイド「BR0050
放射性気体・液体廃棄物の管理」に従って原子炉冷却材のサンプリングを観察する。
(6)重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合
割合を算出する分母となる要員数は、事業者が要員をより多く確保ために実際に教育訓練を実施している対象者になるため、保安規定に基づいて規定類で要求されている要員数より多くなる。

(4) 格納容器内の原子炉冷却材漏えい率に係るPI事業者による適切なＰＩデータの収集を確実にするため、検査官の行う日常の巡視において、運転員の監視活動を観察する。
(5) 原子炉冷却材中のよう素131濃度に係るＰＩ事業者による適切なPIデータの収集を確実にするため、要すれば、検査運用ガイド「BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理」に従って原子炉冷却材のサンプリングを観察する。
(6) 重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合
割合を算出する分母となる要員数は、事業者が要員をより多く確保ために実際に教育訓練を実施している対象者になるため、保安規定に基づいて規定類で要求されている要員数より多くなる。

なお、保安規定に基づいて規定類で要求されている要員数との関係についても確認し、気付き事項

なお、保安規定に基づいて規定類で要求されている要員数との関係についても確認し、気付き事項があれば、基本検査運用ガイド「BE0060 重大事故等対応要員の能力維持」に基づく確認を行う必要があれば、重大事故等対応要員の能力維持（BE0060）検査運用ガイドに基づく確認を行う必要がある

がある。

。
6

- 229 -記）

(7) 重大事故発生時の操作の成立性（想定時間を満足した割合）(7)重大事故発生時の操作の成立性（想定時間を満足した割合）
裕度が最も少ないクリティカルな前後の作業工程間において、相互の関連性等これを拘束する条裕度が最も少ないクリティカルな前後の作業工程間において、相互の関連性等これを拘束する条件が何であるかを事業者が分析・把握し、裕度を適切に管理できていることを確認する。

件が何であるかを事業者が分析・把握し、裕度を適切に管理できていることを確認する。

なお、成立性確認訓練における想定時間を満足しなかった工程については、規定類に基づき再教育

なお、成立性確認訓練における想定時間を満足しなかった工程については、規定類に基づき再教訓練等を行い、適切に是正処置がとられ評価されていることを基本検査運用ガイド「BE0070 重大事

育訓練等を行い、適切に是正処置がとられ評価されていることを重大事故等対応要員の訓練評価（

故等対応要員の訓練評価」に基づき確認する必要がある。

BE0070）検査運用ガイドに基づき確認する必要がある。
(8) 重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）(8)重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）
運転上の制限を逸脱したものと判断した後、逸脱ではないことが明らかになり、取り消された場合

運転上の制限を逸脱したものと判断した後、逸脱ではないことが明らかになり、取り消された場合

は件数に含めない。

は件数に含めない。

なお、重大事故等対処設備に対する気付き事項が有った場合は、基本検査運用ガイド「BE1050 緊

なお、重大事故等対処設備に対する気付き事項が有った場合は、緊急時対応の準備と保全（BE1050

急時対応の準備と保全」に基づき確認する必要がある。

）検査運用ガイドに基づき確認する必要がある。
(9) 放射性廃棄物の過剰放出に係るPI(9)放射性廃棄物の過剰放出に係るPI検査官は、施設内巡視において、潜在的に監視されない放出経路、プラント系統に接続されず、か検査官は、施設内巡視において、潜在的に監視されない放出経路、プラント系統に接続されず、かつ潜在的な観察されない放出経路となる可能性及びこれらの経路からの放射性液体廃棄物又は放射つ潜在的な観察されない放出経路となる可能性及びこれらの経路からの放射性液体廃棄物又は放射性気体廃棄物の漏えい事象に注意を払う必要性がある。また、これらのあらゆる問題点がCAPに入力

性気体廃棄物の漏えい事象に注意を払う必要性がある。また、これらのあらゆる問題点がCAPに入力されることを確実にし、PIデータの正確性を確保するように努める。

されることを確実にし、PIデータの正確性を確保するように努める。
(10) 被ばく線量が線量限度を超えた件数(10)被ばく線量が線量限度を超えた件数
放射線管理区域の出口での記録を確認し、被ばく線量が線量限度を超えた記録があれば、それが放射線管理区域の出口での記録を確認し、被ばく線量が線量限度を超えた記録があれば、それがCAPに入力されていること、PIにカウントされていることを確認する。

CAPに入力されていること、PIにカウントされていることを確認する。
(11) 計画外放射線影響発生件数(11)計画外放射線影響発生件数
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則などに定める、原子炉施設の故障その他不測の事態

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則などに定める、原子炉施設の故障その他不測の事態が発生した場合の実効線量５mSvの基準値を超えた件数をカウントしていることを確認する。

が発生した場合の実効線量5mSvの基準値を超えた件数をカウントしていることを確認する。
(12) カウントの集計(12)カウントの集計

6

実用発電用原子炉施設のカウントの集計は、各ユニットに行う。核燃料施設等のカウントの集計は実用発電用原子炉施設のカウントの集計は、各ユニットに行う。核燃料施設等のカウントの集計は、規制体系の基礎となる事業等の許可・指定の単位に行う。ただし、試験炉においては原子炉を単位、規制体系の基礎となる事業等の許可・指定の単位に行う。ただし、試験炉においては原子炉を単位

に行う。

に行う。

参考図書

6.1 法令、基準等

6.

参考図書

6.1 法令、基準等(1) 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1) 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(2) 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(2) 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

6.2 技術資料等

6.2 技術資料等(1) BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理(1) BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理(2) BR0090 放射線モニタリング(2) BR0090 放射線モニタリング(3) BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(3) BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(4) GI0006 安全実績指標に関するガイド(4) GI0006 安全実績指標に関するガイド(5) JEAG4121原子力安全のためのマネジメントシステム規程（JEAC4111-2013）の適用指針(5) JEAG4121原子力安全のためのマネジメントシステム規程（ＪＥＡＣ4111-2013）の適用指針(6) 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（原子力エネルギー協(6) 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（原子力エネルギー協議

議会）
○改正履歴

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

会）
7. 改訂履歴7- 230 -

記載の適正化（誤

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改訂.

改訂日

0

2020/04/01

施行○運用の明確化

改訂の概要

備考

記）

施行
改正に伴う修正（新設）①核燃料施設等の検査項目ごとの合計時間について、
１

核燃料施設等の PI の数に応じた時間とする運用を明確化（表１ 検査要件まとめ表）○記載の適正化
記載の適正化（誤表１ 検査要件まとめ表

表 1 検査要件まとめ表

01 実用炉01 実用炉ID01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

25

日常

01

01

安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

25

日常
運用の明確化

02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

記）

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

・核燃料施設等の

1年

1

25

日常

PI の数に応じた時間とする運用を明

ID
01

検査項目
安全実績指標の検証（熱出力 500kw 以上※１）02

安全実績指標の検証（熱出力 500kw 以上※２）03

確化

03 試験炉03 試験炉

安全実績指標の検証（熱出力 500kw 未満）

検査頻度
１年

サンプル数
１

合計時間[h]
３

検査体制
日常

１年

１

３

日常

１年

１

３

日常

ID
01

検査項目
安全実績指標の検証（熱出力 500kw 以上※１）02

安全実績指標の検証（熱出力 500kw 以上※２）03

安全実績指標の検証（熱出力 500kw 未満）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

15

日常

・核燃料施設等の

1年

1

5

日常

1年

1

5

日常

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

ID

検査項目

01

安全実績指標の検証（MOX 加工）02

安全実績指標の検証（ウラン加工）

06 貯蔵

検査頻度
１年
１年

サンプル数
１
１

合計時間[h]
３
３

検査体制
日常

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

25

日常

日常

・核燃料施設等のPI の数に応じた時間とする運用を明
確化

ID

検査項目

01

安全実績指標の検証（MOX 加工）02

確化

運用の明確化

05 加工

05 加工

PI の数に応じた時間とする運用を明※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの

ID

運用の明確化

安全実績指標の検証（ウラン加工）

06 貯蔵

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

1年

1

20

検査体制
日常

運用の明確化
・核燃料施設等のPI の数に応じた時

1年

1

15

日常

間とする運用を明確化
運用の明確化8- 231 -

ID
01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

・核燃料施設等の

1年

1

5

日常

PI の数に応じた時間とする運用を明

ID
01

確化

07 管理

07 管理
検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

運用の明確化
・核燃料施設等のPI の数に応じた時ID01間とする運用を明

08 埋設

08 埋設
検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

確化
運用の明確化
・核燃料施設等の

ID
01

検査項目
安全実績指標の検証

PI の数に応じた時

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）
検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

３

日常

01

検査項目
安全実績指標の検証

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

間とする運用を明確化
運用の明確化
・核燃料施設等のPI の数に応じた時間とする運用を明確化

9- 232 -

原子力規制検査における規制措置に関するガイド（新旧対照表）1- 233 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

原子力規制検査における規制措置に関するガイド正前

原子力規制検査における規制対応措置に関するガイド

改正理由
記載の適性化（誤記）（GI0004_r1）（GI0004_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

－目次－

改正に伴う修正

記載の適性化（誤記）

1. 目的 .............................................................................................................. 3

1. 目的 .............................................................................................................. 3

2. 適用範囲 ........................................................................................................ 4

2. 適用範囲 ........................................................................................................ 4

3. 規制措置プロセス ............................................................................................. 4

3. 規制対応措置プロセス ....................................................................................... 4

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング................................................................ 4

3.1 事案に対する規制対応措置のスクリーニング.......................................................... 4

3.2 事案の深刻度の評価 ....................................................................................... 5

3.2 事案の深刻度の評価 ........................................................................................ 5

3.3 規制措置の立案 ............................................................................................. 6

3.3 規制対応措置の立案 ........................................................................................ 6

4. 規制措置後の検査による対応状況等の確認 ....................................................... 7

4. 規制対応措置後の検査による対応状況等の確認 .................................................. 7

1 目的

1． 目

的

本ガイドは、法令違反等が特定された検査指摘事項及び軽微（以下、「検査指摘事項等」という。）につ

本ガイドは、法令違反が特定された検査指摘事項等について、意図的な不正行為の有無、原子力安全へいて、意図的な不正行為の有無、原子力安全への実影響の有無及び原子力規制委員会の規制活動への影響の実影響の有無及び原子力規制委員会の規制活動への影響の有無を踏まえて、原子力規制庁において検の有無を踏まえて、原子力規制庁において検査指摘事項等の深刻度を評価し、重要度及び深刻度を踏まえ査指摘事項等の深刻度を評価し、重要度及び深刻度を踏まえた規制対応措置（※１）を立案するための基た規制措置（※１）を立案するための基本的な考え方及びプロセスを示したものである（図参照）。

本的な考え方及びプロセスを示したものである（図参照）。

規制措置は原子力規制委員会において決定されるものであり、原子力規制庁は本ガイドを適用して検規制対応措置は原子力規制委員会において決定されるものであり、原子力規制庁は本ガイドを適用し査指摘事項等の深刻度の評価及び規制措置を立案することにより、この決定に資する。法令違反等の特定て検査指摘事項等の深刻度の評価及び規制対応措置を立案することにより、この決定に資する。法令違反

から規制措置の決定に至るまでのプロセスの明確化により、被規制者が法令遵守の重要性を認識し、違反等の特定から規制対応措置の決定に至るまでのプロセスの明確化により、被規制者が法令遵守の重要性に対する是正処置を迅速かつ適切に実施することが期待される。

を認識し、違反に対する是正処置を迅速かつ適切に実施することが期待される。

※１ 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」とい※１ 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。
）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査、原子力規制検査に関連して実施する法第う。）第 61 条の 2 の 2 第 1 項の規定による原子力規制検査、原子力規制検査に関連して実施する法第67 条の規定による報告徴収及び原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査

67 条の規定による報告徴収及び原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査（以下「検査等」という。
）の結果に基づき実施する法第 61 条の２の２第 10 項の規定を踏まえて実施（以下「検査等」という。
）の結果に基づき実施する法第 61 条の 2 の 2 第 10 項の規定を踏まえて実施する措置で、命令や原子力規制委員会として実施する行政指導を含む。

する措置で、命令や原子力規制委員会として実施する行政指導を含む。

2- 234 -

記載の適性化（誤記）※検査指摘事
項は自主基準違反もあるので「等」
追記
記載の適性化（誤記）※「検査指摘事項等」の意味を明確にした
記載の適性化（誤記）
記載の適性化（誤記）

検査指摘事項等
検査指摘事項
記載の適性化（誤
深刻度評価

重要度評価

記）
重要度評価

深刻度評価

記載の適性化（誤規制措置の立案

記）
本ガイドの規定範囲
規制対応措置の立案
本ガイドの規定範囲
SL-Ⅳ(通知なし)

SL-Ⅰ～Ⅳ(通知あり)

原子力規制委員会で四半期毎の原子力規制検査結果

審議・決定

報告で原子力規制委員会に報告

記載の適性化（誤記）

原子力規制委員会で審議・決定
記載の適性化（誤記）
図．規制対応措置の決定フロー

図．規制措置の決定フロー

2 適用範囲本ガイドは、法第 57 条の８で定義されている原子力事業者等（※２）及び核原料物質を使用する者（※
３）（以下「事業者」と総称する。
）を対象とする。

2．適用範囲本ガイドは、法第 57 条の 8 で定義されている原子力事業者等（※２）及び核原料物質を使用する者（※
３）（以下「事業者」と総称する。）を対象とする。

※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、 ※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、
使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、旧使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者

試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者

等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）

等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）※３

製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法 ※３

製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法

律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」という。
）第 44 条で定める限度を超えない場合を除く

律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」という。
）第 44 条で定める限度を超えない場合を除く

核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の 7 第 1 項の規定による届出をした者及び法第61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除

61 条の 3 第 1 項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）が該当する。
（以下「核原料物質使用者」という。
）

く。）が該当する。以下「核原料物質使用者」という。

3 規制措置プロセス記）

3．規制対応措置プロセス

規制措置の検討プロセスは、以下のステップで行う。

規制対応措置の検討プロセスは、以下のステップで行う。

①事案に対する規制措置のスクリーニング①事案に対する規制対応措置のスクリーニング（規制措置の要否を検討すべき事案の特定）

記載の適性化（誤（規制対応措置の要否を検討すべき事案の特定）②事案の深刻度の評価②事案の深刻度の評価③規制措置の立案、決定及び事業者への通知③規制対応措置の立案、決定及び事業者への通知

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング

3.1 事案に対する規制対応措置のスクリーニング
3- 235 -

記載の適性化（誤記）

原子力規制検査において検査指摘事項等を抽出した場合、原子力検査官は、重要度評価と並行して、以原子力規制検査において検査指摘事項等を抽出した場合、原子力検査官は、重要度評価と並行して、以下の①～④の視点で情報収集等を行い、これらの視点で問題の有無を確認する。当該事項に対する重要度

下の①～④の視点で情報収集等を行い、これらの視点で問題の有無を確認する。当該事項に対する重要度

評価の結果も踏まえて、①～④のいずれかの視点において問題が確認された場合には、原子力検査官は、評価の結果も踏まえて、①～④のいずれかの視点において問題が確認された場合には、原子力検査官は、その旨を原子力規制庁の担当部門に連絡し、当該部門において 3.2 の規制措置を立案する。

その旨を原子力規制庁の担当部門に連絡し、当該部門において 3.2 の規制対応措置を立案する。

また、当該検査指摘事項等は事業者からの申告等を通じて、関連法令等における違反が特定された場合も同様に規制措置を講ずるものとする。
なお、検査指摘事項の重要度評価において、緑を超える結果となっているものについては、法令違反のまた、当該検査指摘事項等は事業者からの申告等を通じて、関連法令等における違反が特定された場合も同様に規制対応措置を講ずるものとする。
なお、検査指摘事項の重要度評価において、緑を超える結果となっているものについては、法令違反の可能性が高いことが予想される。

可能性が高いことが予想される。

【規制措置のスクリーニング基準】【規制対応措置のスクリーニング基準】①法令違反があったか。

①法令違反があったか。

②原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼすものか。

②原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼすものか。

③原子力安全に実質的な影響があったか。

③原子力安全に実質的な影響があったか。

④意図的な不正行為によるものか。

④意図的な不正行為によるものか。

3.2 事案の深刻度の評価

3.2 事案の深刻度の評価

3.1 にて問題が確認された検査指摘事項等については、担当部門が検査評価室と協力して本ガイドに

3.1 にて問題が確認された検査指摘事項等については、担当部門が検査評価室と協力して本ガイドに沿って深刻度の評価を行うが、必要に応じて重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）で評沿って深刻度の評価を行うが、必要に応じて重要度評価・規制対応措置会合（SERP）で評価することも価することもできる。

できる。なお、特定された事案の多くはパフォーマンスの劣化を伴うものと考えられ、その場合には重要度評価に関するガイドに沿って重要度評価が行われることとなり、深刻度レベルの判断に当たっては、その重要度評価の結果を参考にする。

(1) 特定された事案の具体的な評価

検査指摘事項等の深刻度を評価する際には、以下の３つの視点により総合的に判定する。

a. 原子力安全又は核物質防護に実質的な影響を及ぼすものであったか

a. 原子力安全又は核物質防護に実質的な影響を及ぼすものであったか
原子力規制検査における指摘事項及び法令等の違反により原子力安全又は核物質防護に影響を及なったか否かについて検討を行う。

ぼす結果となったか否かについて検討を行う。

b. 原子力規制委員会の規制活動に対する影響を与えたか

b. 原子力規制委員会の規制活動に対する影響を与えたか

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が、正確で時機を得

原子力規制検査の実施に必要な情報を提供しないこと、必要な設置等変更許可、工事計画認可等のて情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、原子力規制検査の実施に必要な申請を行わないこと、法令等に基づく報告や記録保存に重大な誤りがあること等により、原子力規制

正確な情報を提供しないこと、必要な設置変更許可、工事計画認可等の申請を行わないこと、法令等委員会の規制活動に影響を及ぼす結果となったか否かについて検討を行う。

に基づく報告や記録保存に重大な誤りがあること等により、原子力規制委員会の規制活動に影響を記載の適正化（3.2(2)と内容が重複のため削除）

記載の適正化（「検指摘事項
等」は法律等の違反を含むので修正）
記載の適正化（意図的な不正行為と同様に前提を追記）

及ぼす結果となったか否かについて検討を行う。
c. 意図的な不正行為があったか

記）(1) 特定された事案の具体的な評価

検査指摘事項等の深刻度を評価する際には、以下の３つの視点により総合的に判定する。

原子力規制検査における検査指摘事項等により原子力安全又は核物質防護に影響を及ぼす結果と記載の適性化（誤記載の適性化（誤c. 意図的な不正行為があったか

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が率直かつ正確に

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が率直かつ正確に情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、情報の隠ぺい、記録の改ざん、虚偽情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、情報の隠ぺい、記録の改ざん、虚偽報告など意図的な不正行為を含む法令違反等に対しては、より強力な規制措置を講ずる必要がある。

報告など意図的な不正行為を含む法令違反に対しては、より強力な規制対応措置を講ずる必要があ

そのため、違反が意図的なものであったか否かについて検討を行う。

る。そのため、違反が意図的なものであったか否かについて検討を行う。
4- 236 -

記）

記載の適性化（誤記）

(2) 違反の深刻度レベル(2) 違反の深刻度レベル

規制措置のプロセスにおいては、原子力規制検査において特定された検査指摘事項等に対し、４段

規制対応措置のプロセスにおいては、原子力規制検査において特定された検査指摘事項等に対し、階の深刻度レベル（Severity Level、略称：SL）により評価を行う。ただし、パフォーマンスの劣化

４段階の深刻度レベル Severity Level、略称：SL）により評価を行う。ただし、パフォーマンスの劣を伴う検査指摘事項等については、重要度評価に関するガイドに基づいた重要度評価により評価が行化を伴う検査指摘事項等については、重要度評価に関するガイドに基づいた重要度評価により評価がわれ、その重要度評価の結果を参考に深刻度レベルを判断する。

行われ、その重要度評価の結果を参考に深刻度レベルを判断する。

なお、一般的には重要度評価の結果と深刻度レベルには相関性がある。具体的には、例えば実用発

なお、一般的には重要度評価の結果と深刻度レベルには相関性がある。具体的には、例えば実用発

電用原子炉施設の場合、重要度「緑」の深刻度レベルは SLⅣに相当すると考えられるが、重要度評価

電用原子炉施設の場合、重要度「緑」の深刻度レベルは SLⅣに相当すると考えられるが、重要度評価

で考慮されない(1)b 及び c の視点での評価により、深刻度レベルが変わることはあり得る。

で考慮されない(1)b 及び c の視点での評価により、深刻度レベルが変わることはあり得る。

a. SLⅠ は、原子力安全上又は核物質防護上重大な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり

a. SLⅠ は、原子力安全上又は核物質防護上重大な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
b. SLⅡ は、原子力安全上又は核物質防護上重要な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
c. SLⅢ は、原子力安全上又は核物質防護上一定の影響を有する事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
d. SLⅣ は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が限定的であるもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
e. 軽微は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が極めて限定的なもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
3.3 規制措置の立案
規制措置の程度については、深刻度レベルによるものとし、基本的には以下のとおりとする。
(1) 軽微規制措置は不要であり、原子力規制検査の検査報告書にも記載しない。なお、当然ながら事業者に

b. SLⅡ は、原子力安全上又は核物質防護上重要な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
c. SLⅢ は、原子力安全上又は核物質防護上一定の影響を有する事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
d. SLⅣ は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が限定的であるもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
e. 軽微は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が極めて限定的なもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
3.3 規制対応措置の立案
規制対応措置の程度については、深刻度レベルによるものとし、基本的には以下のとおりとする。

記載の適性化（誤記）(1) 軽微規制対応措置は不要であり、原子力規制検査の検査報告書にも記載しない。なお、当然ながら事業者により是正されなければならない。

(2) SLⅣ（通知なし）(2) SLⅣの報告は四半期ごとの原子力規制検査の結果報告の際に併せて行う。

記）

得たものに適用する。

より是正されなければならない。

以下の全てを満たしている SLⅣについては、規制措置は不要とする。このため、原子力規制委員会へ記載の適性化（誤以下の全てを満たしている SLⅣについては、規制対応措置は不要とする。このため、原子力規制委員会への報告は四半期ごとの原子力規制検査の結果報告の際に併せて行う。

記載の適性化（誤記）

記載の適性化（誤記）

a. 既に、再発防止のため改善措置活動（CAP）など適切な是正が行われている。

a. 既に、再発防止のため改善措置活動（CAP）など適切な是正が行われている。

記載の適性化（誤b. 当該検査指摘事項が特定された後で速やかに法令要求等を満足する状態に回復している又はそのb. 当該検査指摘事項等が特定された後で速やかに法令要求等を満足する状態に回復している又はそ記）。

見込みがある。
c. 当該検査指摘事項が不適切な是正処置又は未然防止処置の結果として再発又は発生したものではない。ただし、この項目は「緑」の検査指摘事項には適用しない。

の見込みがある。
c. 当該検査指摘事項等が不適切な是正処置又は予防処置の結果として再発したものではない。

記載の適正化（未d. 当該検査指摘事項等に意図的な不正行為は含まれない。

然防止の場合、再d. 当該検査指摘事項に意図的な不正行為は含まれない。

発でないので、発生を追記。
）(3) SLⅠから SLⅢ及び SLⅣ（通知あり）
事業者に規制措置を通知する。担当部門は、規制措置に係る通知文書の案を検討、立案し、原子力規(3) SLⅠから SLⅢ及び SLⅣ（(2)の場合を除く。）

NRC Enforcement

事業者に規制対応措置を通知する。担当部門は、規制対応措置に係る通知文書の案を検討、立案し、 policy での記載を制委員会に諮る。この際、通知文書の案には、事案の概要に加えて、規定対応措置に該当する理由を明

原子力規制委員会に諮る。この際、通知文書の案には、事案の概要に加えて、規定対応措置に該当する

追記

確に記載する。

理由を明確に記載する。

記載の適性化（誤5- 237 -

具体的な規制措置の内容については、深刻度レベルに加えて、事業者による違反等の特定の有無及び具体的な規制対応措置の内容については、深刻度レベルに加えて、事業者による違反等の特定の有無

是正処置の適切さを考慮し、必要に応じて原子炉等規制法に基づく報告徴収命令や立入検査の実施に及び是正処置の適切さを考慮し、必要に応じて原子炉等規制法に基づく報告徴収命令や立入検査の実

記載の適性化（誤ついても検討する（以下、参照）。

施についても検討する（以下、参照）。

記）【法に基づく措置命令】【原子炉等規制法に基づく措置命令】〇運転・操業等の停止命令〇運転・操業等の停止命令〇保安措置命令〇保安措置命令〇保安規定の変更命令〇保安規定の変更命令【行政指導】
行政指導により是正措置の状況等の報告を求めることや、公開会合等において是正処置の状況等の確認を行うことなどを検討する。

4 規制措置後の検査による対応状況等の確認法に基づく措置命令等を行った場合においては、原子力規制検査の追加検査、特別検査のほか、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施状況を基本検査で確認する。

記）

記載の適性化（誤記）【行政指導】
行政指導により是正措置の状況等の報告を求めることや、公開会合等において是正処置の状況等の確認を行うことなどを検討する。

4．規制対応措置後の検査による対応状況等の確認法に基づく措置命令等を行った場合においては、原子力規制検査の追加検査、特別検査のほか、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施状況を基本検査で確認する。

6- 238 -

記載の適性化（誤記）

7- 239 -

指導等
改善措置の実施、改善状況の報告等

強制措置
許可取消し等、措置命令、報告徴収等

規制対応措置

追加検査※

評定結果による監視程度
懸念事項への重点的対応
リスクの大小に応じた軽重

特別検査

監視程度設定
対応区分の設定に対応

要度評価を踏まえ、事業者の安全活動が各監視（対応区分の設定等）

かを評価し、炉ごとに総合的に評定領域に関連する活動目的を達成しているかどう

事業者の安全活動の実施・改善更なる安全性向上

結果の通知・公表
検査結果・評定結果（各々の重要度の評価や評価理由、懸念事項の有無等を含む。）

安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の重対応区分の設定と総合的な評定※指摘事項は重要度に応じて複数の段階に分類（表 5-1）

検査指摘事項を安全上の重要度で分類
活動目的の達成状況の評価にリスク情報を活用

重要度の評価①検査における気付き事項（気付き事項を検査指摘事項にするかを判断。）②安全実績指標のデータ

安全実績指標の報告の受理

基本検査（日常検査、チーム検査）

原子力規制検査等（削る）
図 1-1 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（実用発電用原子炉）
記載の適性化（誤記）※本文では引用していないので削除8- 240 -

基本検査

追加検査

指導等
改善措置の実施、改善状況の報告等

強制措置
許可取消し等、措置命令、報告徴収等対応措置

評定結果による監視程度
懸念事項への重点的対応
リスクの大小に応じた軽重

特別検査

監視程度設定
対応区分の設定に対応
まえ、事業者の活動が各監視領域に関連する活ごとに総合的に評定動目的を達成しているかどうかを評価し、施設結果の通知・公表

事業者の安全活動の実施・改善更なる安全性向上

検査結果・評定結果（各々の重要度の評価や評価理由、懸念事項の有無等を含む。）

安全実績指標及び検査指摘事項の評価結果を踏

対応区分の設定と総合的な評定※指摘事項は重要度に応じて複数の段階に分類（表 5-2）

重要度の評価・検査指摘事項の評価・活動目的の達成状況の評価にリスク情報を活用①検査における気付き事項（気付き事項を検査指摘事項にするかを判断）②安全実績指標の値

安全実績指標（放射線安全、核物質防護）の報告の受理

原子力規制検査等（削る）
図 1-2 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（核燃料施設等）

核燃料取施設の使 是正措置
扱主任者、
許可又は
保安規定
用 の 停 止 等の命令
原子炉主
指定の取
の変更の
等の措置
任技術者
消し等
命令
の命令
等の解任
の命令

記載の適性化（誤記）※本文では引用していないので削除

表 1 規制対応措置に関する主な法条文

（削る)
核物質防
護規定の
変更の命
令
核物質防
護管理者
の解任の
命令
本文では引用していないので削除

製錬の事
法第 10 条
業－

法第 11 条 法第 12 条－の2第2項 第3項

加工の事
法第 20 条
業

法第 21 条 法第 21 条 法第 22 条の3第1項 の3第2項 第3項

試験研究
用等原子
法第 33 条
炉の設置、運転等

法第 36 条
第1項
法第 36 条 法第 37 条
法第 36 条 第 2 項
第3項
の2第3項

発電用原
法第 43 条 法第 43 条 法第 43 条
法第 43 条子炉の設の 3 の 23 の 3 の 23 の 3 の 24の 3 の 20
置、運転等
第1項
第2項
第3項
法第 43 条 法第 43 条 法第 43 条
貯 蔵 の 事 法第 43 条の 19 第 1 の 19 第 2 の 20 第 3
業
の 16
項
項
項
再 処 理 の 法第 46 条 法第 49 条 法第 49 条 法第 50 条
事業
の7
第1項
第2項
第3項
法第 51 条 法第 51 条 法第 51 条
廃 棄 の 事 法第 51 条の 17 第 1 の 17 第 2 の 18 第 3
業
の 14
項
項
項
核燃料物
質 の 使 用 法第 56 条
等法第 56 条 法第 56 条 法第 57 条の4第1項 の4第2項 第3項

核原料物
－
質の使用

法第 57 条
の7第5項
（是正の
命令）

－

法第 12 条の2第3項
法第 22 条
法第 22 条 の 6 第 2 項
の5
(製錬の準
用)
法第 43 条の2第2項
法第 43 条(製錬の準用)法第 43 条
法第 43 条の 3 の 26の 3 の 27
第 2 項(試第 2 項(製
験炉の準
錬の準用)
用)
法第 43 条
法第 43 条 の 25 第 2
の 24
項(製錬の
準用)
法第 50 条 法第 50 条の2第2項 の3第2項(加工の準 (製錬の準用)用)法第 51 条
法第 51 条 の 23 第 2
の 22
項(製錬の
準用)
法第 57 条
の2第2項
－
(製錬の準
用)

法第 12 条の5
法第 22 条
の7第2項
(製錬の準
用)
法第 43 条の2の2第2 項(製錬の準用)
法第 43 条の 3 の 28
第 2 項(製錬の準用)法第 43 条の 26 第 2項(製錬の準用)法第 50 条
の4第2項
(製錬の準
用)
法第 51 条の 24 第 2項(製錬の準用)法第 57 条
の3第2項
(製錬の準
用)

－

表中のほか、法第 58 条第 3 項の原子力事業者等への廃棄の停止その他保安のために必要な措置の命令、法第 59 条第 4 項の原子力事業者等への運搬の停止その他保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置の命令、法第 60 条第 2 項の受託貯蔵者への貯蔵の方法の是正その他保安及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置の命令等がある。
〇 変更履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

改正の概要

備考

No.

変更日

施行日

0

－

2020/04/01

施行1○記載の適正化

2
3

変更概要
制定

備考

記載の適性化（誤記）

改正に伴う修正9- 241 -

安全実績指標に関するガイド（新旧対照表）1- 242 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

安全実績指標に関するガイド

安全実績指標に関するガイド（GI0006_r1）（GI0006_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

改正理由

改正に伴う修正

記載の適正化（誤記）

1 目的 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

1.

目的 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

2 適用範囲 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

2.

適用範囲 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

3 定義 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

3.

定義 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

4 安全実績指標の設定 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 44.

安全実績指標の設定 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 45 安全実績指標の受理及び手続 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 55.

安全実績指標の受理及び手続 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

6 安全実績指標の検証 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 56.

安全実績指標の検証 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

7 安全実績指標の変更 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 67.

安全実績指標の変更 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 6

別紙１ 安全実績指標 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7

別紙 1 安全実績指標 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7

1 目的

1.

目的

本ガイドは、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。以下「規則」とい

本ガイドは、原子力規制検査等に関する規則（令和 2 年原子力規制委員会規則第 1 号。以下「規則」という。
）第５条及び原子力規制等実施要領に基づき、各監視領域に関連する活動目的の達成状況を確認する安う。）第 5 条及び原子力規制等実施要領に基づき、各監視領域に関連する活動目的の達成状況を確認する安記載の適正化（誤記）

全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）の設定及び運用について定めたものである。 全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）の設定及び運用について定めたものである。

2 適用範囲2.

適用範囲

本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」

本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。
）第 57 条の８において規定される原子力事業者等※1 及び核原料物質を使用する者※2（以下「事業という。）第 57 条の 8 において規定される原子力事業者等※1 及び核原料物質を使用する者※2（以下「事業者」と総称する。
）に適用される。安全実績指標は、原子力規制検査等実施要領に基づき事業者から報告を者」と総称する。
）に適用される。安全実績指標は、原子力規制検査等実施要領に基づき事業者から報告を

受理する。

受理する。

※１ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、※1：製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、

使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、

使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、

旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事

旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事

業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）なお、使用者（旧使用者等を含む。
）にあっては、業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）なお、使用者（旧使用者等を含む。
）にあっては、

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」

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（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」
2- 243 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

という。
）第 41 条各号に掲げる核燃料物質及び防護対象特定核燃料物質を使用する場合に限る。

という。）第 41 条各号に掲げる核燃料物質及び防護対象特定核燃料物質を使用する場合に限る。

※２ 製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く核原料※2：製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第 61 条

物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の 7 第 1 項の規定による届出をした者及び法第 61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）の 3 第 1 項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除が該当する。

く。）が該当する。

3 定義

3.

3.1 長期停止

3.1 長期停止

安全実績指標の目的から鑑み、原子力施設が６月以上未臨界状態又は使用停止状態にある場合は長期停

3.2 安全実績指標

3.2 安全実績指標

安全実績指標は、安全に係る監視領域における事業者の安全実績に関する客観的なデータである。

安全実績指標は、安全に係る監視領域における事業者の安全実績に関する客観的なデータである。

4 安全実績指標の設定

4.

4.1 安全実績指標設定の考え方

4.1 安全実績指標設定の考え方

安全実績指標の設定

安全実績指標の目的は、事業者の安全確保の水準を高めていくために、原子力施設の安全実績を的確に示

安全実績指標の目的は、事業者の安全確保の水準を高めていくために、原子力施設の安全実績を的確に示す客観的かつ測定可能な指標を事業者が提示し、これにより原子力規制庁が事業者の活動が適正に行わす客観的かつ測定可能な指標を事業者が提示し、これにより原子力規制庁が事業者の活動が適正に行われたかどうかを把握し、指標の値に基づいて安全実績に関する活動の劣化の有無等を評価した上で活用れたかどうかを把握し、指標の値に基づいて安全実績に関する活動の劣化の有無等を評価した上で活用することにある。

することにある。

安全実績指標による事業者活動結果の評価としては、監視領域ごとに活動状況を代表する指標を選定、安全実績指標による事業者活動結果の評価としては、監視領域ごとに活動状況を代表する指標を選定、その実績を一定期間集約し、指標の性質や実績を考慮して設定した４段階に分類した値に照らして劣化

その実績を一定期間集約し、指標の性質や実績を考慮して設定した 4 段階に分類した値に照らして劣化の有無を評価する。安全実績指標の評価のための指標の選定に当たっては、原子力施設が達成すべき目標の有無を評価する。安全実績指標の評価のための指標の選定に当たっては、原子力施設が達成すべき目標

として、諸外国の事例等も調査の上で、運転段階の原子力規制検査の基本的な枠組みである監視領域に対として、諸外国の事例等も調査の上で、運転段階の原子力規制検査の基本的な枠組みである監視領域に対し、次に示す観点から選定した。

し、次に示す観点から選定した。
（１）原子力安全の確保・維持の観点から指標は、原子力施設安全、放射線安全及び特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係る監視領域を対象とする 。

護（以下「核物質防護」という。）に係る監視領域を対象とする※3。

※３※3：原子力施設安全の監視領域に関する指標は発電用原子炉設置者のみ、核物質防護に関する指標

原子力施設安全の監視領域に関する指標は発電用原子炉設置者のみ、核物質防護に関する指標は防護対象特定核燃料物質の取扱いに係る事業者のみに適用する。

記載の適正化（誤記）

安全実績指標の目的から鑑み、原子力施設が 6 月以上未臨界状態又は使用停止状態にある場合は長期停止とみなす。

※3記）

定義

止とみなす。

（１）原子力安全の確保・維持の観点から指標は、原子力施設安全、放射線安全及び特定核燃料物質の防記載の適正化（誤は防護対象特定核燃料物質の取扱いに係る事業者のみに適用する。

（２）測定可能なデータが存在し、安全実績の評価を可能とする基準が存在すること。

（２）測定可能なデータが存在し、安全実績の評価を可能とする基準が存在すること。

（３）データは、適時に得られること。

（３）データは、適時に得られること。

（４）指標は、各々独立であること。

（４）指標は、各々独立であること。

（５）指標は、事業者の安全確保に関する活動状況の劣化兆候が把握できること。

（５）指標は、事業者の安全確保に関する活動状況の劣化兆候が把握できること。

（６）指標は、事業者間の比較が可能なこと。また、可能な限り海外の指標とも比較が可能なこと。

（６）指標は、事業者間の比較が可能なこと。また、可能な限り海外の指標とも比較が可能なこと。
3- 244 -

記載の適正化（誤記）

4.2 安全実績指標の設定

4.2 安全実績指標の設定

4.1 項の考え方に基づき、米国原子力規制委員会の安全実績指標を参考に、原子力規制検査等実施要領

4.1 項の考え方に基づき、米国原子力規制委員会の安全実績指標を参考に、原子力規制検査等実施要領

において監視領域ごとに具体的な指標を選定した。

において監視領域ごとに具体的な指標を選定した。

なお、別紙１に安全実績指標及び追加検査の要否を判断するための４段階の値※4 をまとめて示す。

なお、別紙 1 に安全実績指標及び追加検査の要否を判断するための 4 段階の値※4 をまとめて示す。

※４ 核燃料施設等においては、実用発電用原子炉における４分類のうち、「赤」、「黄」及び「白」を「指※4：核燃料施設等においては、実用発電用原子炉おける４分類のうち、「赤」、「黄」及び「白」を「追加摘事項（追加対応あり）」、「緑」を「指摘事項（追加対応なし）」に読み替える。以下同じ。

5.

5.1 安全実績指標の受理

5.1 安全実績指標の受理事業者から原子力規制庁に対する安全実績指標の報告は、規則の規定に基づき、四半期ごと又は年度ごと

安全実績指標の受理及び手続事業者から原子力規制庁に対する安全実績指標の報告は、規則の規定に基づき、四半期ごと又は年度ごとに行われる。

具体的には、事業者において、原子力エネルギー協議会（ATENA）が作成した「ATENA 19-R 01 原子力規具体的には、事業者において、原子力エネルギー協議会（ATENA）が作成した「ATENA 19-R 01 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン」、または、日本原子力研究開発機構が制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン」等に従い、安全実績指標データの収集、作成した「原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）について」等に従い、安全実績指標データ

計算及び提出が行われる。

の収集、計算及び提出が行われる。

5.2 安全実績指標の公開（原子力規制委員会ホームページへの掲載）

原子力規制庁は安全実績指標を受理したあと、安全実績指標を評価し、矛盾点及び不整合等の有無を確認し、必要な修正等が完了すれば、原子力規制委員会ホームページに安全実績指標の結果等を掲載し、公開すし、必要な修正等が完了すれば、原子力規制委員会ホームページに安全実績指標の結果等を掲載し、公開する。

る。

6 安全実績指標の検証

6.

拠となる情報源であることから、事業者は完全かつ正確に安全実績指標データを報告することが必要であ

運用の明確化・安全実績指標の受理について、参考とするガイドラインの追加

5.2 安全実績指標の公開（原子力規制委員会ホームページへの掲載）

原子力規制庁は安全実績指標を受理したあと、安全実績指標を評価し、矛盾点及び不整合等の有無を確認

事業者から原子力規制庁に報告される安全実績指標データは原子力規制庁が評価及び監視活動を行う根記）

対応あり」、「緑」を「追加対応なし」に読み替える。以下同じ。

5 安全実績指標の受理及び手続に行われる。

記載の適正化（誤安全実績指標の検証
事業者から原子力規制庁に提供される安全実績指標データは原子力規制庁が評価及び監視活動を行う根拠となる情報源であることから、完全かつ正確に安全実績指標データを報告することが必要である。

る。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
運用の明確化

一方、報告に対して不備があった場合は規制活動を妨げることとなり、それゆえに規制措置の対象となり一方、報告に対して不備があった場合は規制活動を妨げることとなり、それゆえに規制対応措置の対象と・安全実績指標の得る。事業者の安全実績指標データの収集及び報告に関する活動が適切なガイド等を遵守しているかレビなり得る。事業者の安全実績指標データの収集及び報告に関する活動が適切なガイド等を遵守しているか

検証について、確ューするに当たって、基本検査運用ガイド「BQ0040

安全実績指標の検証」に基づく確認が実施される。原

レビューするに当たって、安全実績指標の検証のための検査ガイドに基づく確認が実施される。原子力規制

認の観点の明確

子力規制庁は事業者に対して、安全実績指標に関する事業者のガイドラインを履行するに当たって、合理的庁は事業者に対して、安全実績指標に関する事業者のガイドラインを履行するに当たって、合理的で正しい化。

で正しい取組みがなされていることを確認する。これには、指標によって示される安全実績に関する問題を取組みを求めている。これには、指標によって示される安全実績に関する問題を把握及び報告するための的把握及び報告するための的確かつ迅速な対応も含まれている。原子力検査官は、合理的で正しい取組みでも確かつ迅速な対応も含まれている。原子力検査官は、合理的で正しい取組みでもって安全実績指標のガイドって安全実績指標のガイドラインを履行することに関する事業者の活動の妥当性を判断していくこととす ラインを履行することに関する事業者の活動の妥当性を判断していくこととする。
る。
4- 245 -

7 安全実績指標の変更

7.

安全実績指標については、運用実績の蓄積、データの動向及び得られた知見等を勘案し、その内容、運用

安全実績指標の変更
安全実績指標については、運用実績の蓄積、データの動向及び得られた知見等を勘案し、その内容、運用方法を必要に応じて見直すものとする。

方法を必要に応じて見直すものとする。

（別紙１）

（別紙１）
安全実績指標監視領域

安全実績指標①7,000 臨界時
間当たりの計
画外自動・手動スクラム回
数

緑

力
施
設
安

黄

赤

0～

＞

＞

＞

2.0

2.0

6.0

25.0

原
子

白

発

定義等

・過去 4 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの計画外スクラム（自動及び手動）の回数。
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。
・白／黄及び黄／赤のしきい値は米国と同じ。

生防止
全②7,000 臨界時
間当たりの計
画外出力変
化回数

0～
2.0

・過去 4 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たり＞ 設定な 設定 の全出力の 5％を超える原子炉
2.0
しなし 出 力 の 計 画 外
変化の回数。
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

安全実績指標算定方法

必要データ

・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
スクラム発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１）
指標値＝（過去 4
四半期に
おける計
画外スク
ラム回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
出力変化発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１)
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外出力
変化回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間

○炉ごと
・計画外自
動/手動ス
クラム回数
（注２）

評価時期

監視領
域

安全実績指標①7,000 臨界時
間当たりの計
画外自動・手動スクラム回
数

・原子炉臨
界時間

緑

子
力
施
設
安

黄

赤

0～

＞

＞

＞

2.0

2.0

6.0

25.0

原
・ 四半期
ごと
・ 評価期
間は過去
○炉ごと
・計画外出 4 四半期
力変動回数 （1 年）（5％以上）

白発

定義等

・過去 4 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの計画外ｽｸﾗﾑ（自動及び手動）の回数。
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。
・白／黄及び黄／赤のしきい値は米国と同じ。

生防止
全②7,000 臨界時
間当たりの計
画外出力変
化回数

・原子炉臨
界時間

5

- 246 -

0～
2.0

・過去 4 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たり＞ 設定な 設定 の全出力の 5％を超える原子炉
2.0
しなし 出 力 の 計 画 外
変化の回数。
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

算定方法

必要データ

・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
スクラム発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１）
指標値＝（過去 4
四半期に
おける計
画外スク
ラム回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
出力変化発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１)
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外出力
変化回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間

○炉ごと
・計画外自
動/手動ｽｸﾗ
ﾑ回数（注
２）

評価時期

・原子炉臨
界時間

・ 四半期
ごと
・ 評価期
間は過去
○炉ごと
・計画外出 4 四半期
力変動回数 （1 年）（5％以上）

・原子炉臨
界時間

③追加的な運
転操作が必
要な計画外
スクラム回
数

影
響
緩
和

④安全系の使用不能時間割
合
高
圧
Ｂ Ｗ
注
Ｒ
入
系

0～1

0～
3.4
％

・過去 4 四半期
中通常のスクラム時の操作以外に追加的な
設定な 設定 運 転 操 作 が 必＞1要となった計画しなし 外 ス ク ラ ム 回
数。
・緑／白のしきい値は米国と同じ。

・追加的な運転操作が必要となるのは
NRC と 同 様 の 定 義（
IMC0308
Attachment 1 ） と する。
＜PWR＞２本以上の
制御棒全挿
入失敗、タ
ービントリ
ップの失敗
等
＜BWR＞冷態停止の
ための制御
棒挿入の失
敗、最初の
トランジェ
ント時の圧
力制御の失
敗等

○炉ごと
（追加的な
運転操作が
必要となる
計画外スク
ラム回数）

・過去 12 四半期
間中に発生した
安全系の運転上の制限逸脱設定 時間が過去 12なし 四 半 期 間 中 の原子炉臨界時・過去 3 年間における「原子炉臨界時間の合計」に対す
る「逸脱時間の合計」の比率を四半
期ごとに定期的に
評価する。

○炉ごと
・運転上の ・ 四 半 期
制限逸脱事 ごと象に基づく ・ 評 価 期
各「機能別 間は過去の系」にお 12 四半期
ける逸脱時 （3 年）
間

＞
3.4
％

＞
6.8
％

③追加的な運
転操作が必
要な計画外
スクラム回
数

④安全系の使用不能時間割
合
高
圧
Ｂ Ｗ
注
Ｒ
入
系

影
響
緩
和

6

- 247 -

0～1

0～
3.4
％

・過去 4 四半期
中通常のスクラム時の操作以外に追加的な
設定な 設定 運 転 操 作 が 必＞1要となった計画しなし 外 ス ク ラ ム 回
数。
・緑／白のしきい値は米国と同じ。

・追加的な運転操作が必要となるのは
NRC と 同 様 の 定 義（
IMC0308
Attachment 1 ） と する。
＜PWR＞２本以上の
制御棒全挿
入失敗、タ
ービントリ
ップの失敗
等
＜BWR＞冷態停止の
ための制御
棒挿入の失
敗、最初の
トランジェ
ント時の圧
力制御の失
敗等

○炉ごと
（追加的な
運転操作が
必要となる
計画外スク
ラム回数）

・過去 12 四半期
間中に発生した
安全系の運転上の制限逸脱設定 時間が過去 12なし 四 半 期 間 中 の原子炉臨界時・過去 3 年間における「原子炉臨界時間の合計」に対す
る「逸脱時間の合計」の比率を四半
期ごとに定期的に
評価する。

○炉ごと
・運転上の ・ 四 半 期
制限逸脱事 ごと象に基づく ・ 評 価 期
各「機能別 間は過去の系」にお 12 四半期
ける逸脱時 （3 年）
間

＞
3.4
％

＞
6.8
％

（高
圧炉
心ス
プレ
イ系
(BWR5)、
高圧
炉心
注水
系
(ABWR
)）
原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
低
圧
注
水
系
（
格
納
容
器
ス
プ
レ
イ
系
）
非
常
用
交
流
電
源
原
子
炉
補
機
冷
却
水
系
・
海
水
系

間に対して占める割合。
・緑／白のしきい値は保安規定に定める運転上の制限を満足していない
場合に要求される措置の完了時 間 （ AOT ） に基づく（原子炉
臨界 7,000 時間の想定に対する
10 日 （ 240 時間））。

【算定式】（注３）
指標値＝（過去 12
四半期に
おける系
統ごとの
運転上の
制限逸脱
時間<＊>
の合計）
／（原子
炉臨界時
間 の 合
計）×100

（高
圧炉
心ス
プレ
イ系
(BWR5)、
高圧
炉心
注水
系
(ABWR
)）
原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
低
圧
注
水
系
（
格
納
容
器
ス
プ
レ
イ
系
）
非
常
用
交
流
電
源
原
子
炉
補
機
冷
却
水
系
・
海
水
系

<＊>・運転上の制限逸
脱宣言日時と機能復旧日時に基づくものとする。
なお、ｻｰﾍﾞｲﾗﾝｽにおいて発見された機能喪失についても、発見した
後の運転上の制限逸脱宣言をした時刻に基づく。
・同一運転上の制限逸脱で２系統が使用不能となったときには、2系統を独立して算定する。
注）過去 12 四半期における原子炉臨界時 ・原子炉臨間が 7,000 時間未 界時間
満である場合、当該評価期間では評
価せず、「算定範囲外」と記載する。

7- 248 -間に対して占める割合。
・緑／白のしきい値は保安規定に定める運転上の制限を満足していない
場合に要求される措置の完了時 間 （ AOT ） に基づく（原子炉
臨界 7,000 時間の想定に対する
10 日 （ 240 時間））。

【算定式】（注３）
指標値＝（過去 12
四半期に
おける系
統ごとの
運転上の
制限逸脱
時間<＊>
の合計）
／（原子
炉臨界時
間 の 合
計）×100<＊>・運転上の制限逸
脱宣言日時と機能復旧日時に基づくものとする。
なお、ｻｰﾍﾞｲﾗﾝｽにおいて発見された機能喪失についても、発見した
後の運転上の制限逸脱宣言をした時刻に基づく。
・同一運転上の制限逸脱で２系統が使用不能となったときには、2系統を独立して算定する。
注）過去 12 四半期における原子炉臨界時 ・原子炉臨間が 7,000 時間未 界時間
満である場合、当該評価期間では評
価せず、「算定範囲外」と記載する。

Ｐ Ｗ
Ｒ

高
圧
注
入
系
補
助
給
水
系
低
圧
注
入
系
非
常
用
交
流
電
源
原
子
炉
補
機
冷
却
水
系・
海
水
系

0～
3.4

＞
3.4

＞
6.8

設定

％

％

％

なし

⑤安全系の機

能故障件数
（運転上の
制限逸脱件
数）

3以
下

・過去 4 四半期に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器または系
統の安全機能を妨げた、又は妨げる可能性4 以 設定な 設定 のあった件数。
上しなし （運転上の制限
逸脱件数を安
全系の機能故障件数と見なす。）
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

Ｐ Ｗ
Ｒ・異常の影響緩和の機能を有する系統の運転上の制限逸
脱報告件数を安全系の機能故障件数と見なす。
なお、重大事故等対処設備の運転上の制限逸脱に該当する
場合は、指標-⑩を確認する。また、当初運転上の制限逸脱と判断したがその後の調査の結果運転上の制限逸脱でないことが明らかとなり運転上の制限逸脱の取り消しがなされた場合には機能故障件数には
含めない。

・ 四半期
○炉ごと
ごと
・運転上の ・ 評 価 期
制限逸脱発 間は過去
生件数
4 四半期
（1 年）

高
圧
注
入
系
補
助
給
水
系
低
圧
注
入
系
非
常
用
交
流
電
源
原
子
炉
補
機
冷
却
水
系・
海
水
系

0～
3.4

＞
3.4

＞
6.8

設定

％

％

％

なし

⑤安全系の機

能故障件数

3以

（運転上の
制限逸脱件
数）

下

8

- 249 -

・過去 4 四半期に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器または系
統の安全機能を妨げた、又は妨げる可能性4 以 設定な 設定 のあった件数。
上しなし （運転上の制限
逸脱件数を安
全系の機能故障件数と見なす。）
・緑／白のしきい値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

・異常の影響緩和の機能を有する系統の運転上の制限逸
脱報告件数を安全系の機能故障件数と見なす。
なお、重大事故等対処設備の運転上の制限逸脱に該当する
場合は、指標-⑩を確認する。また、当初運転上の制限逸脱と判断したがその後の調査の結果運転上の制限逸脱でないことが明らかとなり運転上の制限逸脱の取り消しがなされた場合には機能故障件数には
含めない。

・ 四半期
○炉ごと
ごと
・運転上の ・ 評 価 期
制限逸脱発 間は過去
生件数
4 四半期
（1 年）

閉

⑥格納容器内
への原子炉
冷却材漏え
い率
（基準値に
対する割
合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

じ

・過去 4 四半期に保安規定に定める格納容器内への原子設定 炉 冷 却 材 漏 え
なし い率に関する運
転上の制限に対する割合。
・しきい値は米
国と同じ。

込

の
維
持

⑦原子炉冷却
材中のよう素131 濃度（基準値に対
する割合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

・過去 4 四半期に保安規定に定める原子炉
冷却材中のよう設定 素 131 濃度に関なし す る 運 転 上 の制限に対する割合。
・しきい値は米
国と同じ。

重
大
事
故

対
処
及
び
大
規
模

⑧重大事故等
及び大規模
損壊発生時
に対応する
要員の訓練
参加割合
（注４）

80.0
％以
上

＜
80.0

＜
60.0

％

％

・過去 1 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原子炉施設の保
設定 全 の た め の 活動を行うためになし 配置された要員が参加した割合。
・しきい値は米
国の訓練参加に関する指標と同じ。

・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定めるに原子炉冷却材
中のよう素 131 濃度に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
放射能測定値）／（保安規定の運
転上の制限値）×100
・過去 1 年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等及び大規模損壊対応に係る訓練において、
原子炉施設の保全のための活動を行うために配置された要
員数を分母とした
参加人数の割合。
【算定式】
指標値＝（訓練に
おける要
員の参加
数）／（訓
練に参加
が必要な
要員数）×
100

⑥格納容器内
への原子炉
冷却材漏え
い率
（基準値に
対する割
合）

○炉ごと
・漏えい率
測定値
・運転上の
制限
閉

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

じ

・過去 4 四半期に保安規定に定める格納容器内への原子設定 炉 冷 却 材 漏 え
なし い率に関する運
転上の制限に対する割合。
・しきい値は米国と同じ。

込<＊>・BWR：総漏えい率（m3/h）。
・PWR：原子炉冷却材圧力バウンダ
リ以外からの漏えい率（m3/h）め等・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定める格納容器内への原
子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
原子炉格納容器内への原子炉冷却材
漏えい率の測定値）<＊>／（保安規定の運転上の制限値）×100

○炉ごと
・漏えい率
測定値
・運転上の
制限

<＊>・BWR：総漏えい率（m3/h）。
・PWR：原子炉冷却材圧力バウンダ
リ以外からの漏えい率（m3/h）

め
の
維
持

○炉ごと
・濃度測定
値
・運転上の
制限

⑦原子炉冷却
材中のよう素131 濃度（基準値に対
する割合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

・過去 4 四半期に保安規定に定める原子炉
冷却材中のよう設定 素 131 濃度に関なし す る 運 転 上 の制限に対する割合。
・しきい値は米
国と同じ。

重
大
事
故
・ 訓練サ
○炉ごと
イクルご
・訓練参加 と
要員数
・ 評価期
・要員数
間は過去
1 年以内

・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定める格納容器内への原
子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
原子炉格納容器内への原子炉冷却材
漏えい率の測定値）<＊>／（保安規定の運転上の制限値）×100⑧重大事故等
及び大規模
損壊発生時
に対応する
要員の訓練
参加割合
（注４）

等
対
処
及
び
大
規
模

9

- 250 -

80.0
％以
上

＜
80.0

＜
60.0

％

％

・過去 1 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原子炉施設の保
設定 全 の た め の 活動を行うためになし 配置された要員が参加した割合。
・しきい値は米
国の訓練参加に関する指標と同じ。

・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定めるに原子炉冷却材
中のよう素 131 濃度に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
放射能測定値）／（保安規定の運
転上の制限値）×100
・過去 1 年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等及び大規模損壊対応に係る訓練において、
原子炉施設の保全のための活動を行うために配置された要
員数を分母とした
参加人数の割合。
【算定式】
指標値＝（訓練に
おける要
員の参加
数）／（訓
練に参加
が必要な
要員数）×
100

○炉ごと
・濃度測定
値
・運転上の
制限

・ 訓練サ
○炉ごと
イクルご
・訓練参加 と
要員数
・ 評価期
・要員数
間は過去
1 年以内

・過去 1 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重設定 大 事 故 等 対 策における操作のなし 想 定 時 間 を 満足した割合。
・しきい値は米
国の訓練パフォーマンスに関する指標と同じ。

・過去 1 年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重大事故等対策における操作の想定時間が設定されている件数に対する設定時間を満足した件数を評価する。
【算定式】
指標値＝（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間を満足
した件数
の合計）／
（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間が設定
されてい
る件数の
合計）×
100

・指標-⑤と同様の定義 とし、評価対象を保安規定に定める
4 以 設定な 設定 重 大 事 故 等 対
上しなし 処 設 備 の 運 転上の制限逸脱件数とする。
・しきい値は指標-④と同じ・指標-⑤と同様の算定方法とし、保安規定に定める重大事故等対処設備の運転上の制限逸
脱件数を当該設備の機能故障件数と
見なす。

損
壊
対
処

⑨重大事故等
対策におけ
る操作の成
立性（注
４）
（想定時間を満足した割合）⑩重大事故等
対処設備の
機能故障件
数（注４）
（運転上の制限逸脱件数）

放
射
線
安
全

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

⑪放射性廃棄
物の過剰放
出件数

100
～
90.0
％

3以
下

1未
満

＜
90.0

＜
70.0

％

％

1

2以
上

・年度期間中に発生した保安規定に定める管
理目標値を超える放射性廃棄
設定 物 の 過 剰 放 出
なし 件数。
・緑／白のしきい値は過剰放出の実績がな
いため、１件とし
た。

○炉ごと
・作業時間
・想定時間
設定件数

・指標-⑤と同様の定義 とし、評価対象を保安規定に定める
4 以 設定な 設定 重 大 事 故 等 対
上しなし 処 設 備 の 運 転上の制限逸脱件数とする。
・しきい値は指標-④と同じ・指標-⑤と同様の算定方法とし、保安規定に定める重大事故等対処設備の運転上の制限逸
脱件数を当該設備の機能故障件数と
見なす。

・ 四半期
指標-⑤と
ごと
同様
・ 評価期
（重大事故
間は過去
等 対 処設
4 四半期
備）
（1 年）

・年度期間中に発生した保安規定に定める管
理目標値を超える放射性廃棄
設定 物 の 過 剰 放 出
なし 件数。
・緑／白のしきい値は過剰放出の実績がな
いため、１件とした。

・法令に定める放出
濃度又は保安規定に定める管理
目標値を基準と
する。

○炉ごと
又は施設
ごと（注
５）
・事故件数

壊
対
処

⑨重大事故等
対策におけ
る操作の成
立性（注
４）
（想定時間を
満足した割
合）

○炉ごと
・作業時間
・想定時間
設定件数

⑩重大事故等
対処設備の
機能故障件
数（注４）
（運転上の制限逸脱件数）

・ 四半期
指標-⑤と
ごと
同様
・ 評価期
（重大事故
間は過去
等 対処 設
4 四半期
備）
（1 年）

放
・法令に定める放出
濃度又は保安規定に定める管理
目標値を基準とする。

・過去 1 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重設定 大 事 故 等 対 策における操作のなし 想 定 時 間 を 満足した割合。
・しきい値は米
国の訓練パフォーマンスに関する指標と同じ。

・過去 1 年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重大事故等対策における操作の想定時間が設定されている件数に対する設定時間を満足した件数を評価する。
【算定式】
指標値＝（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間を満足
した件数
の合計）／
（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間が設定
されてい
る件数の
合計）×
100

損

○炉ごと
又は施設
ごと（注
５）
・事故件数

・年度ご
と

射
線
安
全

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

⑪放射性廃棄
物の過剰放
出件数

10

- 251 -

100
～
90.0
％

3以
下

1未
満

＜
90.0

＜
70.0

％

％

1

2以
上

・年度ご
と

従
業
員
に

⑫被ばく線量が線量限度を
超えた件数

1未
満

1

2以
上

－

対
す

・年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線
量が法令に定める線量限度を超えた件数。
・法令に定める「線量限度」未満の場合はなし
とする。

る
放
射
線
安

・しきい値は法令（核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める
告示第 5 条）に定める「線量限度」に基づく。
●実効線量限度（ 50mSv/ 年 ，100mSv/5
年(*1)）を超えた件数●眼の水晶体の等価線量限度（150mSv/年）
を超えた件数●皮膚の等価線量
限度（500mSv/年）
を超えた件数●女子の線量限度（5mSv/3 ヶ月）を超えた件
数●女子の腹部の等価線量限度（2mSv）を超えた件数(*2)●女子の内部被ばく（1mSv）を
超 え た 件 数
(*2)

従
○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

員
に

⑫被ばく線量が線量限度を
超えた件数

1未
満

1

2以
上

－

対
す
る
放
射
線
安

(*1) ５ 年 間 は 平 成
十三年四月一日
以後五年ごとに区分した各期間(*2) 妊 娠 の 事 実 を知った後、出産までの期間が対象

全業・年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線
量が法令に定める線量限度を超えた件数。
・法令に定める「線量限度」未満の場合はなしとする。

⑬事故故障等の報告基準の
実効線量(5mSv)を超えた計画外の被ばく発生件数

1未
満

1

2以
上

－

・しきい値は法令（実用炉則第 134条等）に定める原
子炉施設の故障その他の不測の事態が生じた場合の実
効線量（5mSv）の基
準値を超えた件数
に基づく。

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

(*1) ５ 年 間 は 平 成
十三年四月一日
以後五年ごとに区分した各期間(*2) 妊 娠 の 事 実 を知った後、出産までの期間が対象

全・本指標は上記の 6つのデータ報告
要素の件数を合算する。
・年度期間中に法令に定める
事故報告基準となる実効線量 (5mSv) を 超えた件数。
・緑／白の基準値は報告の実績がないため、１件とした。

・しきい値は法令（核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める
告示第 5 条）に定める「線量限度」に基づく。
●実効線量限度（ 50mSv/ 年 ，100mSv/5
年(*1)）を超えた件数●眼の水晶体の等価線量限度（150mSv/年）
を超えた件数●皮膚の等価線量
限度（500mSv/年）
を超えた件数●女子の線量限度（5mSv/3 ヶ月）を超えた件
数●女子の腹部の等価線量限度（2mSv）を超えた件数(*2)●女子の内部被ばく（1mSv）を
超 え た 件 数(*2)

・本指標は上記の 6つのデータ報告
要素の件数を合算する。

⑬事故故障等の報告基準の
実効線量(5mSv)を超えた計画外の被ばく発生件数

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

11

- 252 -

1未
満

1

2以
上

－

・年度期間中に法令に定める
事故報告基準となる実効線量 (5mSv) を 超えた件数。
・緑／白の基準値は報告の実績がないため、１件とした。

・しきい値は法令（実用炉則第 134条等）に定める原
子炉施設の故障その他の不測の事態が生じた場合の実
効線量（5mSv）の基
準値を超えた件数
に基づく。

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

核

核

物

物

質

質

防

防

護

護

⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているものに
限る。）

0～
0.08
0

・過去 4 四半期における立入制限区域（試験研
究用等原子炉施設及び法第52 条第 2 項第10 号 に お い て規定される使用施設等を除く。）＞ 設定な 設定及び周辺防護0.08
しなし 区 域 の 侵 入 検
0
知器又は監視カメラが使用不能となり、これらの機器による監視機能が喪失していた時間（補償時間）の割合
・しきい値は米
国と同じ。

【算定式】
侵入検知器使用不能指数＝（過去
4 四半期分の侵入検知器の補償時
間）／（侵入検知器の正規化係数×8,760 時間）
監視カメラ使用不能指数＝（過去
4 四半期分の監視
カメラの補償時間）／（監視カメラの正規化係数×8,760 時間）
指標値＝（侵入検知器使用不能指数＋監視カメラ
使用不能指数）／
2

○炉ごと
・ 四半期
又は施設
ごと
ごと
評価期間
・補償時間
は過去 4 四・正規化係
半期（1 年）
数

核

核

物

物

質

質

防

防

護

護

⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているものに
限る。）

0～
0.08
0

・過去 4 四半期における立入制限区域（試験研
究用等原子炉施設及び法第52 条第 2 項第10 号 に お い て規定される使用施設等を除く。）＞ 設定な 設定及び周辺防護0.08
しなし 区 域 の 侵 入 検
0
知器又は監視カメラが使用不能となり、これらの機器による監視機能が喪失していた時間（補償時間）の割合
・しきい値は米
国と同じ。

【算定式】
侵入検知器使用不能指数＝（過去
4 四半期分の侵入検知器の補償時
間）／（侵入検知器の正規化係数×8,760 時間）
監視カメラ使用不能指数＝（過去
4 四半期分の監視
カメラの補償時間）／（監視カメラの正規化係数×8,760 時間）
指標値＝（侵入検知器使用不能指数＋監視カメラ
使用不能指数）／
2

○炉ごと
・ 四半期
又は施設
ごと
ごと
評価期間
・補償時間
は過去 4 四・正規化係
半期（1 年）数（注１） 過去 4 四半期における臨界時間が 3,500 時間未満である場合、当該評価期間では評価せず「算定 （注１） 過去 4 四半期における臨界時間が 3,500 時間未満である場合、当該評価期間では評価せず「算定範囲外（N/A）」とする。
範囲外（Ｎ／Ａ）」とする。
（注２） 原子炉スクラムは原因によらず緊急的な原子炉停止を要する事態が生じているものであること （注２） 原子炉スクラムは原因によらず緊急的な原子炉停止を要する事態が生じているものであることから、法令報告事象のみを対象とするのではなく、原則として全ての計画外自動及び手動スクラムをから、法令報告事象のみを対象とするのではなく、原則として全ての計画外自動及び手動スクラムをカウントする。
カウントする。
（注３） 評価期間を 12 四半期とすることについては、米国は MSPI 導入前に採用していた「安全系のアン （注３） 評価期間を 12 四半期とすることについては、米国はＭＳＰＩ導入前に採用していた「安全系のアベイラビリティ」の評価期間に合わせた。
アンアベイラビリティ」の評価期間に合わせた。
（注４） 新規制基準に適合した保安規定が認可されていない実用発電用原子炉施設は評価対象外とする。 （注４） 新規制基準に適合した保安規定が認可されていない実用発電用原子炉施設は評価対象外とする。
（注５） 「放射線安全」及び「核物質防護」については、実用発電用原子炉施設の場合は炉ごととし、核 （注５） 「放射線安全」及び「核物質防護」については、実用発電用原子炉施設の場合は炉ごととし、核燃料施設等の場合は施設ごととする。
燃料施設等の場合は施設ごととする。

記載の適正化（誤○ 改正履歴○ 変更履歴（削る）

No.

変更日y/m/d

施行日y/m/d

0－2020/04/01

1
2
3

改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

（新設）

施行
○運用の明確化①安全実績指標の受理について、参考とする
ガイドラインの追加（5.1

安全実績指標の受理）②安全実績指標の検証について、確認の観点の明確化（6 安全実績指標の検証）○記載の適正化12- 253 -

変更概要
制定

備考

記）

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（新旧対照表）1- 254 -

（下線部分は改正部分）
改

目

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r1）（GI0007_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

次

目

改

正

後

改正に伴う修正次

1. 目 的 .................................................................................................... 3

1. 目 的 .................................................................................................... 3

2. 適用範囲.................................................................................................. 3

2. 適用範囲.................................................................................................. 3

3．安全重要度評価区分の考え方...................................................................... 4

3．安全重要度評価区分の考え方...................................................................... 44. 検査指摘事項の重要度評価手順.................................................................. 5

4. 検査指摘事項の重要度評価手順.................................................................. 5

添 付：

添 付：

添付 1 検査指摘事項の初期評価 .................................................................... 9

添付 1 検査指摘事項の初期評価 .................................................................... 9

添付 2 重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領 ...................................... 16

添付 2 重要度評価・規制対応措置会合（SERP）の実施要領 ............................... 16

記載の適正化（誤添付 3 重要度評価の申立て制度 ................................................................... 19

添付 3 重要度評価の申立て制度 ................................................................... 20記）

添付 4 リスク評価担当者に求められる役割 ....................................................... 23

添付 4 リスク評価担当者に求められる役割 ....................................................... 24

附属書：

附属書：

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

附属書 1 出力運転時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

記載の適正化（誤附属書 2 重大事故等対処及び大規模損壊対処に関する重要度評価ガイド

附属書 2 重大事故等対処及び大規模損壊対処に関する重要度評価ガイド記）

附属書 3 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書 3 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書 4 公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書 4 公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書 5 火災防護に関する重要度評価ガイド

附属書 5 火災防護に関する重要度評価ガイド

附属書 6 停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

記載の適正化（誤附属書 7 バリア健全性に関する重要度評価ガイド

附属書 7 バリア健全性に関する重要度評価ガイド記）

附属書 8 メンテナンスの際のリスク評価に関する安全重要度評価ガイド

附属書 8 メンテナンスの際のリスク評価に関する安全重要度評価ガイド

附属書 9 定性的な判断基準による重要度評価ガイド

附属書 9 定性的な判断基準による重要度評価ガイド

1. 目 的1. 目 的

本ガイドは、原子力規制検査によって事業者が行う安全活動に、いずれかの監視領域に関連する検査指摘

本ガイドは、原子力規制検査によって、いずれかの監視領域に関連する事業者が行う安全活動に劣化を確

事項を確認した場合に、追加検査の要否等を判断するために、当該検査指摘事項の安全重要度評価区分の考認した場合に、追加検査の要否等を判断するために、当該劣化（以下、「検査指摘事項」という。
）について、
2- 255 -

記載の適正化（表現の見直し）

え方及びその手順について定めたものである。

安全重要度評価区分の考え方及び検査指摘事項の重要度評価に関する手順について定めたものである。

2. 適用範囲

2. 適用範囲(1)本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下

(1)本ガイドは、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下

「法」という。
）第 57 条の 8 で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者を対象と「法」という。
）第 57 条の 8 で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者を対象と

する。

する。

(2)本ガイドは、原子力規制検査実施要領に基づく原子力規制検査において、「検査気付き事項のスクリー(2)本ガイドは、原子力規制検査実施要領に基づく原子力規制検査における検査指摘事項に対して適用す記載の適正化（表ニングに関するガイド」により、事業者のパフォーマンス劣化が軽微を超えるものであると判断した後る。原子力規制検査における気付き事項を検査指摘事項とするか否かを判断するため、原子力検査官は現の見直し）※本に適用する。

「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により、事業者のパフォーマンス劣化の有無を判

記載内容は気づき

断するとともに、この劣化が軽微を超えるものであるかどうかの判断するためスクリーニングを行う。 事項スクリーニン
なお、法令違反であっても事業者のパフォーマンス劣化がないものは検査指摘事項にならないため本グガイドで既に説

ガイドは適用されない。また、意図的な法令違反があるなど、安全上重要な事象が生じた場合であって明済みのため、削も事業者のパフォーマンス劣化と関連しないものには本ガイドは適用されない。このような法令違反

除については本ガイドとは別に、「原子力規制検査における規制対応措置ガイド」により事象の深刻度が評価され、必要な措置を決定することになる。
(3)安全上の重要度評価において、劣化した状態（例えば、安全系のポンプの動作不能）自体は事業者の(3)安全上の重要度評価において、劣化した状態（例えば、安全系のポンプの動作不能）自体は事業者のパフォーマンス劣化ではなく、むしろ、劣化した状態を引き起こした直接原因（例えば、不適切なメン

パフォーマンス劣化ではなく、むしろ、事業者のパフォーマンス劣化（例えば、不適切なメンテナンス

記載の適正化（表テナンス手順）が、パフォーマンス劣化である。安全重要度評価は、リスクに影響を及ぼすパフォーマ

手順）は劣化した状態を引き起こした直接原因ということである。安全重要度評価は、リスクに影響を現の見直し）

ンス劣化が原因となって発生した劣化状態について、安全上の重要度を評価するものである。

及ぼすパフォーマンス劣化が原因となって発生した劣化状態について、安全上の重要度を評価するものである。

(4)機器の故障又は作業員の不適切な操作によって引き起こされる事象に関する安全上の重要性は、当該(4)機器の故障又は作業員の不適切な操作によって引き起こされる事象に関する安全上の影響度合いは、事象に対応した検査ガイドに従って、原子力検査官により調査されるが、検査指摘事項と判断された後事象に対応した検査ガイドに従って、原子力検査官により調査されるが、この結果は、検査指摘事項のの安全重要度評価は、本ガイド及び該当する添付資料と附属書に従い処理されるものとする。

安全上の重要度を判断するものではない。原子力施設に関連する検査指摘事項の安全重要度評価は、本記載の適正化（表現の見直し）

ガイド及び該当する添付資料と附属書に従い処理されるものとする。
3．安全重要度評価区分の考え方
3.1 実用発電用原子炉施設の場合

3．安全重要度評価区分の考え方
3.1 実用発電用原子炉施設の場合

原子力規制検査における検査指摘事項については、以下の定性的な水準及び定量的な指標による区

原子力規制検査における検査指摘事項については、以下の定性的な水準及び定量的な指標による区分に基づき、安全上の重要度を示す４区分（「赤」
、
「黄」
、
「白」
、
「緑」の色付け）で評価する。実際の分に基づき、安全上の重要度を示す４区分（「赤」、
「黄」
、「白」、
「緑」の色付け）で評価する。実際の安全重要度評価は、添付１及び本ガイドの附属書により行う。なお、安全上の重要度を定量的に評価す

安全重要度評価は、添付１及び本ガイドの附属書により行う。なお、安全上の重要度を定量的に評価す

る際、炉心損傷頻度（CDF）及び格納容器機能喪失頻度（CFF）で用いられる記号「⊿」は、事業者のパる際、炉心損傷頻度（CDF）及び格納容器機能喪失頻度（CFF）で用いられる記号「⊿」は、事業者のパフォーマンス劣化の結果としての CDF（又は CFF）と当該施設における通常の CDF（又は CFF）との差分

フォーマンス劣化の結果としての CDF（又は CFF）と当該施設における通常の CDF（又は CFF）との差分を表す。言い換えれば、定量的な安全重要度評価手法は、検査指摘事項において明確にされる事業者のを表す。言い換えれば、定量的な安全重要度評価手法は、検査指摘事項において明確にされる事業者のパフォーマンス劣化から生じるリスクについて、原子炉施設の通常のリスクからの増加分を評価してパフォーマンス劣化から生じるリスクについて、原子炉施設の通常のリスクからの増加分を評価しているものである。検査指摘事項の定量的な重要度の説明図を別紙 1 に示す。

いるものである。検査指摘事項の定量的な重要度の説明図を別紙 1 に示す。

(1) 赤：安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準(2) 赤：安全確保の機能又は性能への影響が大きく、施設の使用などが許容できない水準
3- 256 -

記載の適正化・原子力規制検査等実施要領と整合

⊿CDF ＞ 10－4 （10－4 を超える）⊿CDF ＞ 10－4

（10－4 を超える）⊿CFF ＞ 10－5 （10－5 を超える）⊿CFF ＞ 10－5

（10－5 を超える）(2)黄：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準
10－5 ＜ ⊿CDF ≦ 10－4 （10－5 から 10－4 までの範囲）
－6

10

－5

－6

＜ ⊿CFF ≦ 10

（10

から 10

－5

までの範囲）(3)白：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善を図るべき水準－6(2)黄：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が著しい水準
10－5 ＜ ⊿CDF ≦ 10－4 （10－5 から 10－4 までの範囲）
10－6＜ ⊿CFF ≦ 10

－5

（10

－6

から 10

－5

までの範囲）

等実施要領と整合を図るべき水準－5

10－6 ＜ ⊿CDF ≦ 10－5 （10－6 から 10－5 までの範囲）

10－7 ＜ ⊿CFF ≦ 10－6 （10－7 から 10－6 までの範囲）

10－7 ＜ ⊿CFF ≦ 10－6 （10－7 から 10－6 までの範囲）＜ ⊿CDF ≦ 10

（10

－6

から 10

－5

(4)緑：安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準⊿CDF ≦10－6 （10－6 以下）⊿CFF ≦10

・原子力規制検査(3)白：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善までの範囲）

10

記載の適正化

－7

－7

（10

以下）

3.2 核燃料施設等の場合(4)緑：安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の是正プログラムにより改善すべき水準⊿CDF ≦10－6⊿CFF ≦10－7（10－6 以下）
－7

（10

等実施要領と整合

3.2 核燃料施設等の場合
原子力規制検査の検査指摘事項の重要度評価については、重要度評価・規制対応措置会合（SERP）に対応あり」と「追加対応なし」の２区分で評価する。検査指摘事項の区分に関する考え方を別紙 2 に示おいて「追加対応あり」と「追加対応なし」の２区分で評価する。検査指摘事項の区分に関する考え方す。

を別紙 2 に示す。

4. 検査指摘事項の重要度評価手順

4. 検査指摘事項の重要度評価手順

4.1 検査指摘事項の初期評価

4.1 検査指摘事項の初期評価

実用発電用原子炉施設において、原子力規制検査における検査指摘事項については、本ガイドの添付

実用発電用原子炉施設において、原子力規制検査における検査指摘事項については、本ガイドの添付

1 の手順及び適用可能な附属書に沿って原子力検査官が初期評価を行う。この結果、当該指摘事項が1 の手順及び適用可能な附属書に沿って原子力検査官が初期評価を行う。この結果、当該指摘事項が「緑」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

「緑」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

核燃料施設等において、原子力規制検査における検査指摘事項については、「検査気付き事項のスク

核燃料施設等において、原子力規制検査における検査指摘事項については、「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき、検査指摘事項を抽出する際に考慮した監視領域（小分類）の情リーニングに関するガイド」に基づき、検査指摘事項を抽出する際に考慮した監視領域（小分類）の情報を参考に、原子力検査官及び核燃料施設等監視部門が検査評価室と協議の上、初期評価（追加対応の報を参考に、原子力検査官及び核燃料施設等監視部門が検査評価室と協議の上、初期評価（追加対応の程度の評価）を行う。この結果、当該指摘事項が「追加対応なし」であると判断される場合には、これ程度の評価）を行う。この結果、当該指摘事項が「追加対応なし」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

が最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

4.2 重要度評価・規制対応措置会合（SERP）

初期評価により、実用発電用原子炉施設において、検査指摘事項が「緑」以外と判断された場合、及初期評価により、実用発電用原子炉施設において、検査指摘事項が「緑」以外と判断された場合、及び、核燃料施設等において検査指摘事項が「追加対応あり」と判断された場合については、添付２の手び、核燃料施設等において検査指摘事項が「追加対応あり」と判断された場合については、添付２の手順に沿って検査評価室や担当部門を中心に構成される重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」とい順に沿って検査評価室や担当部門を中心に構成される重要度評価・規制対応措置会合（SERP）においてう。
）において重要度の評価を行う。なお、同会合においては、「原子力規制検査における規制措置に関重要度の評価を行う。なお、同会合においては、「原子力規制検査における規制対応措置ガイド」に沿するガイド」に沿って深刻度や規制措置についても検討を行う。

って深刻度や規制対応措置についても検討を行う。

また、実際の重要度評価にあたっては、原子力規制庁のリスク評価担当者１が中心的な役割を担うこ・原子力規制検査

以下）

原子力規制検査の検査指摘事項の重要度評価については、重要度評価・規制措置会合において「追加

4.2 重要度評価・規制措置会合

記載の適正化

また、実際の重要度評価にあたっては、原子力規制庁のリスク評価担当者１が中心的な役割を担うこ4- 257 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

とが期待される。

とが期待される。

4.3 最終決定に対する申立て

4.3 最終決定に対する申立て

SERP による最終的な重要度の評価結果を書面により通知した日から７日以内に事業者が異議を申し

SERP による最終的な重要度の評価結果を書面により通知した日から７日以内に事業者が異議を申し立てた場合には、添付 3 に定める手順に沿って対応する。

立てた場合には、添付 3 に定める手順に沿って対応する。

5．留意事項

5．留意事項

検査指摘事項の安全重要度評価に当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集することが必要

検査指摘事項の安全重要度評価に当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集することが必要である。ある検査指摘事項の安全重要度評価区分について事業者と考えに相違がある場合、原子力安全に一である。ある検査指摘事項の安全重要度評価区分について事業者と考えに相違がある場合、原子力安全に一

義的な責任を有する事業者は、こうした情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠を義的な責任を有する事業者は、こうした情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠を持って説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には、事業者の考えを踏持って説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には、事業者の考えを踏まえた評価区分変更を検討する必要はない。

まえた評価区分変更を検討する必要はない。

────────────────────────────

添付 4 参照。

添付 4 参照。

１

１

別紙 1：検査指摘事項の定量的重要度の図示（実用発電用原子炉施設）

別紙 1：指摘事項の定量的重要度の図示（実用発電用原子炉施設）

記載の適正化（誤記）

赤－重大な安全重要度

1E-4

赤－重大な安全重要度

1E-5

1E-4

黄－中程度の安全重要度

1E-5

黄－中程度の安全重要度

1E-6

1E-5

白－小程度の安全重要度

1E-6

1E-6
白－小程度の安全重要度

1E-7

1E-6

緑－非常に低い安全重要度

CDF における増加（／yr）

1E-5

1E-7

緑－非常に低い安全重要度

CFF における増加（／yr）

CDF における増加（／yr）
5- 258 -

CFF における増加（／yr）

注記：全ての監視領域及び安全重要度評価ガイド附属書へ適用されるのものではない

注記：全ての監視領域及び安全重要度評価ガイド附属書へ適用されるのものではない

別紙 2：検査指摘事項の取扱い（核燃料施設等）

別紙 2：指摘事項の取扱い（核燃料施設等）

記載の適正化（誤記）

評

価

追加対応の程度

評

価

追加対応の程度

施設の運転が許容されない状態

施設の運転が許容されない状態
記載の適正化（誤検査指摘事項（追加対応あり）

追加検査の程度

指摘事項

追加検査の程度（軽微な劣化、中程度の劣化又は（追加対応あり）（軽微な劣化、中程度の劣化又は長期間にわたる劣化若しくは重大な劣化）
検査指摘事項長期間にわたる劣化若しくは重大な劣化）
指摘事項

追加検査なし（追加対応なし）

記載の適正化（誤追加検査なし（追加対応なし）〇 改正履歴記）

記）〇 変更履歴改正

改正日

０2020/04/01

改正の概要

備考

施行

No.

変更日

施行日

0

－

2020/04/01

変更概要

備考

制定

1

１

2
3

添付 1 検査指摘事項の初期評価

1．安全重要度評価の対象となる検査指摘事項の条件

添付 1

検査指摘事項の初期評価

1．安全重要度評価の対象となる検査指摘事項の条件

原子力規制検査において、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微を超えるものは検査指

原子力規制検査において、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微を超えるものは検査指摘事項となり、安全重要度評価の対象となる。一方、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽摘事項となり、安全重要度評価の対象となる。一方、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微と判断されたものは検査指摘事項とならず安全重要度評価の対象ではない。

微と判断されたものは検査指摘事項とならず安全重要度評価の対象ではない。

2．安全重要度評価の対象事象（検査指摘事項）の初期評価

2．安全重要度評価の対象事象（検査指摘事項）の初期評価
6- 259 -

記載の適正化（誤記）

原子力検査官は、検査指摘事項に対する初期の評価（事象の整理）を以下のとおり行う。

添付１に基づき原子力検査官が検査指摘事項に対する初期の評価（事象の整理）を行う。

記載の適正化（誤記）

2.1 検査指摘事項についての総合的な情報の収集、整理

2.1 検査指摘事項についての総合的な情報シートの作成（表 1）

情報の収集、整理に当たっては、以下に留意し、必要に応じ表１を活用することができる。

運用の明確化・検査指摘事項に(1)当該検査指摘事項が確認された検査の過程で使用された関係文書と参考資料を記述する。

(1)当該検査指摘事項が確認された検査の過程で使用された関係文書と参考資料を記述する。

ついての総合的な(2)パフォーマンス劣化があると判断した根拠、及び軽微を超えるものと判断した根拠を記載する。

(2)パフォーマンス劣化があると判断した根拠、及び軽微を超えるものと判断した根拠を記載する。

情報シートの作成(3)劣化状態に関する事実関係又は体制又は手順等の劣化に関する事実関係を記載する。（劣化した機(3)劣化状態に関する事実関係又は体制又は手順等の劣化に関する事実関係を記載する。（劣化した機について、重要度

器に係る状態の場合は、影響を受けた構築物、系統及び機器（SSC）、それらの関連機能並びに安全性器に係る状態の場合は、影響を受けた構築物、系統及び機器（SSC）、それらの関連機能並びに安全性評価に際し必須でに対する影響を記載する。体制又は手順等の劣化の場合は、影響を受けた体制又は手順等を記載するに対する影響を記載する。体制又は手順等の劣化の場合は、影響を受けた体制又は手順等を記載する

ないことの運用をとともに、その劣化が安全性にどのような影響を与えたのかを説明する。
）

とともに、その劣化が安全性にどのような影響を与えたのかを説明する。
）

明確化(4)当該指摘事項と劣化状態、体制又は手順等の劣化の論理的な結び付きを記述する。

(4)当該指摘事項と劣化状態又は体制又は手順等の劣化の論理的な結び付きを記述する。

記載の適正化（誤記）

2.2 監視領域（小分類）の特定（表 2）

2.2 監視領域（小分類）の特定（表 2）(1) 実用発電用原子炉施設の場合(1) 実用発電用原子炉施設の場合

a. 当該指摘事項に基づく劣化状態、体制又は手順等の劣化により影響を受けた監視領域（小分類）の各ボックスにチェックする。
（該当するボックスを全てチェック）a. 当該指摘事項に基づく劣化状態、体制又は手順等の劣化により影響を受けた監視領域（小分類）の各ボックスにチェックする。
（該当するボックスを全てチェック）

発生防止

発生防止

拡大防止・影響緩和

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの維持

閉じ込めの維持

重大事故等対処及び大規模損壊対処

重大事故等対処及び大規模損壊対処

従業員に対する放射線安全

従業員に対する放射線安全

公衆に対する放射線安全

公衆に対する放射線安全
記載の適正化（誤b. 全てのチェックしたボックスのレビューを行い、どの監視領域（小分類）が劣化状態、体制又は手順等の劣化による影響を受けたのかを確認する。
(2) 核燃料施設等の場合「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参考に、監視領域（小分類）の特定を行う。

2.3 適用する安全重要度評価手法（附属書）の選定（表 3）(1)影響を受けた監視領域（小分類）を特定した後、表 3 に基づき適用する安全重要度評価手法を選定する。
(2)複数の監視領域（小分類）が影響を受け、複数の安全重要度評価手法が示される場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い、適用する 1 つの安全重要度評価手法を特定する。
(3)複数の監視領域（小分類）が影響を受けたが、1 つの安全重要度評価手法へのルートしか示されない場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い 1 つの監視領域（小分類）を特定する。

b. 全てのチェックしたボックスのレビューを行い、どの監視領域（小分類）が劣化状態又は体制又記）

は手順等の劣化による影響を受けたのかを確認する。
(2) 核燃料施設等の場合「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参考に、監視領域（小分類）の特定を行う。

2.3 適用する安全重要度評価手法（附属書）の選定（表 3）(1)影響を受けた監視領域（小分類）を特定した後、表 3 に基づき適用する安全重要度評価手法を選定する。
(2)複数の監視領域（小分類）が影響を受け、複数の安全重要度評価手法が示さる場合、原子力検査官
は、状況に対して合理的な判断を行い、適用する 1 つの安全重要度評価手法を特定する。
(3)複数の監視領域（小分類）が影響を受けたが、1 つの安全重要度評価手法へのルートしか示されない場合、検査官は、状況に対して合理的な判断を行い 1 つの監視領域（小分類）を特定する。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤表１－検査指摘事項の総合的な情報シート

表 1－検査指摘事項の総合的な情報シート
7- 260 -記）

関係する文書と参考資料：

関係する文書と参考資料：

検査指摘事項の内容：

検査指摘事項の内容：

劣化状態又はプログラムの脆弱性についての事実関係の説明：

劣化状態又はプログラムの脆弱性についての事実関係の説明：

検査指摘事項を劣化状態又は手順等の脆弱性に結び付ける論理的な関連性：

検査指摘事項を劣化状態又は手順等の脆弱性に結び付ける論理的な関連性：

表 2－劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域

表 2－劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域（✓）適切なボックスをチェックすること。

（✓）適切なボックスをチェックすること。

発生防止□ A. LOCA の起因となる事
象（例、加圧器ヒータース

拡大防止・影響緩和□ A. 緩和系□ 崩壊熱除去機能の劣化

リーブ、原子炉圧力容器
貫通配管、制御棒駆動機□ 短期炉心冷却機能の劣閉じ込めの維持

発生防止

影響緩和

□ A. プラントの擾乱に対□ A. LOCA の要因（例、加する緩和機能としての原

圧器ヒータースリーブ、

子炉冷却系（RCS）バウ

原子炉圧力容器配管、ペンダリ（例、加圧熱衝撃ネトレーション、制御棒など）

駆動機構ノズル、加圧器

化

逃し弁及び逃し安全弁か□ 一次系（例、安全注□ A. 緩和システム□ 崩壊熱除去機能の劣化□ 短期炉心冷却機能の劣記載の適正化（誤閉じ込めの維持記）□ A. プラン トの擾乱に 対

記載の適正化（出する緩和機能としての原

力運転時ガイドと子炉冷却系（RCS）バウンの表現の統一）ダリ（例、加圧熱衝撃な記載の適正化（表ど）

現の見直し)。

構ノズル、加圧器逃し弁化

及び逃し安全弁からの原□ 一次系（例、安全注

子炉冷却材漏えい並び入系（PWR のみ）、

注意：漏えいなど、このほらの原子炉冷却材漏えい

入系（PWR）、主給水

注意：漏えいなど、このほかに、インタフェース・シス

主給水系、高圧炉心

かの全ての RCS バウン

並びに、インタフェース・系 、 HPCI 、 RCICの全ての RCS バウンダリに記載の適正化（英字略語の和訳）

8- 261 -

テム LOCA に関する事項

注水系、原子炉隔離ダリに関する事項は、発システム LOCA に関する

（BWR）
、高圧系、低関する事項は、発生防止の監など）

時冷却系（BWR の生防止の監視領域におい

事項など）

圧系）

視領域において考慮される。

み）、高圧系、低圧系て考慮される。

□ B. 過渡事象 の起因とな（PWR,BWR 両方）る事象（例、原子炉／ター□ 二次系（PWR のみ）

ビン・トリップ、主蒸気／

記載の適正化（出□ B. 過渡事象の要因（例、□ B. 原子炉 格納容器バ リ

Ｂ．原子炉格納容器の閉

原子炉／タービン・トリ□ 二次系、PWR のみ（例、補助給水系、

じ込め

ップ、外部電源喪失、海水（例、補助給水系、□ 実際の破損又はバイパ

給水配管の劣化、内部火

主給水系、主蒸気逃□ 実際の破損又はバイパ系喪失、主蒸気／給水配

主給水系、ADV なス（例、貫通シール、災、内部溢水など）し弁など）管の劣化など）ど）ISLOCA に関係する隔ス（例、貫通部シール、
ISLOCA に関係する隔アの劣化

記載の適正化（出□ 長期炉心冷却機能の劣ジ・システムからの漏

力運転時ガイドとの表現の統一）□ 長期炉心冷却機能の劣離弁、ベント及びパー

起因事象（外部電源喪失、化（例、ECCS サンプ再

ジ・システムからの漏化（例、ECCS サンプ再

えい、圧力抑制プール

直流電源喪失、交流電源

循環、圧力抑制プール

えい、圧力抑制プール

循環、圧力抑制プールの機能維持に必要なシ喪失、原子炉補機冷却水など）の機能維持に必要な構など）

ステム／機器の故障な系喪失、海水系喪失及び制御用空気系など）

築物、系統及び機器の□ B. 外部事 象影響緩和 系（例、地震／火災／溢水□ D. 蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象／異常気象の防護機能の□ B. 外部事 象緩和シス テ

制御系の劣化□ D. 蒸気発生器伝熱管破断□ C. 反応度制御系の劣化

事象（火災及び内部溢水（原子炉保護系を含む）

ム（例、地震／火災／溢水
劣化）□ C。制御室、補助建屋／原□ E. 外部事象 の起因事象

子炉建屋又は使用済燃料（火災及び内部溢水に限

建屋。

定）

記載の適正化（出制御システムの劣化

力運転時ガイドとの表現の統一）□ C. 反応度制御系の劣化□ C. 制御室、補助建屋／原子炉建屋又は使用済燃料

記載の適正化（出建屋のバリアの劣化。

力運転時ガイドとの表現の統一）（原子炉保護系を含む）□ 制御棒の誤動作□ 制御棒の誤動作□ 不注意による原子炉冷却□ D. 使用済燃料プール□ 不注意による原子炉冷系の希釈又は冷水の注入□ 未臨界状態の維持

却系の希釈又は冷水の□ 反応度管理（例、許可さ□ 使用済燃料プールの水注入れている出力限度の超量及び水温（例、冷却）過）□ 熱除去、水素又は圧力／異常気象の防護機能の劣化）□ E. 外部事象 に係る起因
に限定）

ど）

故障など）
□ 熱除去、水素又は圧力□ 反応度管理（例、許可さ□ 燃料取扱い□ D. 使用済燃料プール□ 未臨界状態の維持□ 使用済燃料プールの水量及び水温（例、冷却）□ 燃料取扱いれている出力限度の超記載の適正化（出過）力運転時ガイドと□ D. 消防隊の項目と整合）（新設）

重大事故等対処及び大規模従業員に対する放射線安全

公衆に対する放射線安全

重大事故等対処及び大規模損壊対処□ 重大事故等及び大規模損壊対応の訓練計画の不遵は作業の管理□ 放射性気体又は廃液の排出管理

守公衆に対する放射線安全□ 重大事故等及び大規模損□ ALARA に関する計画又□ 放射性気体又は廃液の排壊対応の訓練計画の不遵は作業の管理出管理

守□ 被ばく又は過剰被ばくの□ 実際の事象に対する実行

従業員に対する放射線安全

損壊対処□ ALARA に関する計画又問題の表現の統一）離弁、ベント及びパー□ C．サポート系統に係る（新設）

力運転時ガイドと□ 放射線環境監視□ 被ばく又は過剰被ばくの□ 実際の事象に対する実行
9- 262 -

問題

□ 放射線環境監視

の問題□ 放射性固体廃棄物管理の問題□ 線量評価能力の劣化□ 重大事故等対処設備の機□ 放射性固体廃棄物管理□ 線量評価能力の劣化□ 放射性物質の輸送

能劣化
核物質防護

□ 重大事故等対処設備の機□ 放射性物質の輸送

能劣化
核物質防護

表 3－安全重要度評価の附属書の選定ルート

表 3－安全重要度評価の附属書の選定ルート

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域の中に存在している場合：の中に存在している場合：

1．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 4 に進むこと。

1．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 4 に進むこと。

2．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 3 に進むこと。

2．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 3 に進むこと。

3．核燃料施設等の場合は、附属書 9 に進むこと。

3．核燃料施設等の場合は、附属書 9 に進むこと。
記載の適正化（誤4．発生防止、拡大防止・影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対3．発生防止、影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対処の監視領

処の監視領域の場合は、以下に進むこと。

域の場合は、以下に進むこと。

A から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全て

A から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全ての質問に対する答えが「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

の質問に対する答えが「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処：

A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処：

記）

記載の適正化（誤検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規模損壊対処等に係る計画、設備、機器、体制、作業員の線量措置及び手順の整備と実施に

検査結果は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規模損壊対処等に係る設備、機器、体制及び作業員の線量措置に関係しているか。

の整合。計画、手順を検査対象とす関係しているか。
□「はい」の場合は、附属書 2 に進むこと。

記）※付属書２と□「はい」の場合は、附属書 2 に進むこと。

る。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

記載の適正化（誤記）□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

記載の適正化（誤B. 停止、燃料取替及び強制停止：
検査指摘事項は、プラント停止時において、炉内に燃料があり、残留熱除去又は余熱除去により通常の温度及び圧力に管理されている状況における作業、操作、事象又は劣化状態に関

B. 停止、燃料補給及び強制停止：記）

検査結果は、プラントが停止していたときの作業、操作、事象又は劣化状態に関係しているか。
記載の適正化（誤係しているか。
注：附属書 6 は、燃料取替え又は強制的及び保守のための停止時において、事業者におい記）※附属書６との整合。添付 1 の10- 263 -

て RHR 運転の条件が整い、RHR 冷却が開始された時点に始まり、プラント加熱の間「1.適用」を引用に RHR が確保されている時点までの期間に適用される。

し、それに伴い適用期間を記載している注を削除。

□「はい」の場合は、附属書 6 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 6 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

C. メンテナンスのリスク評価：

C. メンテナンスのリスク評価：

検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び管理に関係しているか。

検査結果は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び管理に関係しているか。

記載の適正化（誤記）□「はい」の場合は、附属書８に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 7 に進むこと。

記載の適正化（誤□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

記）

D. 火災防護：D. 火災防護：1．検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

1．検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

2. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

2. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

（1）仮置可燃物、仮置発火源又は高温作業による火災の発生防止及び管理を十分に実施で（1）仮置可燃焼物、仮置発火源又は高温作業による火災の発生防止及び管理統制についてきていない。

十分な実施を怠ったか。

記載の適正化（誤記）（2）固定式の火災防護システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

（2）固定式の防火システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

記載の適正化（誤（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。

（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。

記）□「はい」の場合は、附属書 5 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 5 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

添付 2：SERP の実施要領

添付 2：重要度評価・規制対応措置会合（SERP）の実施要領

記載の適正化（誤記）※既に定義済

1. SERP の開催

1. 重要度評価・規制対応措置会合の開催

「白」
、
「黄」
、
「赤」又は「緑」を超える可能性がある（核燃料施設等においては、「追加対応あり又は「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性がある（核燃料施設等においては、「追加対応あり又は追加対応ありの可能性がある」と読み替える。以下同じ。
）と判断される検査指摘事項の重要度について

追加対応ありの可能性がある」と読み替える。以下同じ。）と判断される検査指摘事項の重要度について評価等を行うため別紙のとおり SERP を開催する。SERP は、重要度を暫定的に評価する予備会合と、事業評価等を行うため別紙のとおり重要度評価・規制対応措置会合（以下、「SERP」という。）を開催する SERP

者からの意見を踏まえ重要度を最終的に評価する本会合を行う。

は、重要度を暫定的に評価する予備会合と、事業者からの意見を踏まえ重要度を最終的に評価する本会合を行う。
11- 264 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）※既に定義済

2．SERP による重要度評価の検討手順
2.1 予備会合の実施

2．SERP による重要度評価の検討手順
2.1 予備会合の実施(1)予備会合は、検査指摘事項について「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性があると判断(1)予備会合は、検査指摘事項について「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性があると判断した場合に開催され、安全重要度を評価するとともに、法令や規制要件等の違反の有無、深刻度及した場合に開催され、安全重要度を評価するとともに、法令や規制要件等の違反の有無、深刻度及び規制措置についても検討を行う。

び規制対応措置についても検討を行う。

(2)予備会合の結果、検査指摘事項の重要度を「緑」（核燃料施設等においては追加対応なし）かつ深刻度Ⅳで規制措置不要と判断した場合には、この評価が最終の結果となる。

(2)予備会合の結果、指摘事項の重要度を「緑」（核燃料施設等においては追加対応なし）かつ深刻度
Ⅳで規制対応措置不要と判断した場合には、この評価が最終の結果となる。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤(3)初期評価の結果、「緑」を超えると考えられる検査指摘事項については、本ガイドに沿って重要度(3)初期評価の結果、「緑」を超えると考えられる指摘事項については、本ガイドに沿って重要度評価

評価を行う。評価結果に関しては、「重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」の様式に沿って安を行う。評価結果に関しては、重要度評価等に係る事務手順ガイドの様式に沿って安全重要度評価

記載の適正化（誤全重要度評価書を取りまとめる。

書を取りまとめる。

記）(4)合理的な判断を行うための十分な情報がなく、かつその情報が重要度結果に著しい影響を及ぼす
場合には、重要度を「緑」を超えるものとすることができる。

2.2 予備会合における評価結果の通知(1)予備会合における重要度評価の結果、
「白」
、
「黄」、
「赤」又は「緑」を超えると判断した場合には、暫定的な安全重要度評価結果を原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で事業者に対し書面で通知するとともに、必要に応じて最終的に重要度を評価するための追加情報を要求する。
(2)その際、以下についても併せて事業者に対し通知する。

(4)合理的な判断を行うための十分な情報がなく、かつその情報が重要度結果に著しい影響を及ぼす
場合には、重要度を「緑」を超えるものとすることができる。
2.2 予備会合における評価結果の通知(1)予備会合における重要度評価の結果、「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超えると判断した場合には、暫定的な安全重要度評価結果を原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で事業者に対し書面で通知するとともに、必要に応じて最終的に重要度を評価するための追加情報を要求する。
(2)その際、以下についても併せて事業者に対し通知する。
当該重要度評価結果に対して公開の意見聴取会又は書面にて意見を述べることができること

当該重要度評価結果に対して公開の意見聴取会又は書面にて意見を述べることができること通知日から７日以内に事業者から意見陳述の要望がなかった場合には、通知の日付けをもって通知日から７日以内に事業者から意見陳述の要望がなかった場合には、通知の日付けをもって当該重要度評価結果が最終的な重要度評価結果となること

当該重要度評価結果が最終的な重要度評価結果となること

2.3 重要度評価に対する事業者からの意見聴取
事業者から意見陳述の要望があった場合には、意見聴取等を行う。事業者から直接意見を述べることを要望された場合には、公開の意見聴取会を開催する。

2.4 本会合の実施
意見聴取会又は事業者からの意見を踏まえ、重要度評価、深刻度又は安全重要度評価書を変更する必要があるかどうか及び規制措置を検討するため本会合を開催する。

2.5 本会合における評価結果の通知(1)最終的な重要度の評価結果等については、改めて原子力規制委員会に報告し、その了承を得た上で、事業者に対して書面により通知する。
(2)なお、通知の日から７日以内に申立てがない場合には評価が確定することについても併せて通知する。

3．規制措置の検討について記）

2.3 重要度評価に対する事業者からの意見聴取
事業者から意見陳述の要望があった場合には、意見聴取等を行う。事業者から直接意見を述べることを要望された場合には、公開の意見聴取会を開催する。

2.4 本会合の実施
意見聴取会又は事業者からの意見を踏まえ、重要度評価、深刻度又は安全重要度評価書を変更する必要があるかどうか及び規制対応措置を検討するため本会合を開催する。

記載の適正化（誤記）

2.5 本会合における評価結果の通知(1)最終的な重要度の評価結果等については、改めて原子力規制委員会に報告し、その了承を得た上で、事業者に対して書面により通知する。
(2)なお、通知の日から７日以内に申立てがない場合には評価が確定することについても併せて通知する。

3．規制対応措置の検討について

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤12- 265 -

検査指摘事項の評価結果等に基づき、法に基づく措置命令（運転の停止等の保安措置命令、保安規定の検査指摘事項の評価結果等に基づき、法令に基づく措置命令（運転の停止等の保安措置命令、保安規定

変更命令、報告徴収命令等）等を含む規制措置を行う場合には、「原子力規制検査における規制措置に関の変更命令、報告徴収命令等）等を含む規制対応措置を行う場合には、原子力規制検査における規制対応

記載の適正化（ガするガイド」に沿って SERP において案を取りまとめ、その内容について原子力規制委員会で審議し決定

措置ガイドに沿って SERP において案を取りまとめ、その内容について原子力規制委員会で審議し決定す

イド名の修正）する。

る。

4．SERP における検討期間について

4．SERP における検討期間について

本実施要領における検討期間については、原子力検査官が「緑」を超える可能性があると判断し検査報

本実施要領における検討期間については、原子力検査官が「緑」を超える可能性があると判断し検査報告書が取りまとめられた段階から概ね 90 日程度を目途に最終的な重要度の評価結果の通知を行うべく、告書が取りまとめられた段階から概ね 90 日程度を目途に最終的な重要度の評価結果の通知を行うべく、検討の計画を行う。

検討の計画を行う。

別

紙

別

重要度評価・規制措置会合（SERP）の開催について記）

紙

重要度評価・規制対応措置会合（SERP）の開催について記載の適正化（誤
記）

１．趣 旨

１．趣 旨

令和 2 年 4 月から施行される改正法では、新たな原子力規制検査が導入され、原子力規制委員会は、施

令和 2 年 4 月から施行される改正法では、新たな原子力規制検査が導入され、原子力規制委員会は、施設安全性に係る検査指摘事項の重要度に応じて、原子力事業者に対する追加検査の要否等を判断するこ

設安全性に係る検査指摘事項の重要度に応じて、原子力事業者に対する追加検査の要否等を判断するこ

ととなる。

ととなる。

このため、
「緑」を超える可能性がある検査指摘事項の重要度及び深刻度を評価するとともに、規制措

このため、「緑」を超える可能性がある検査指摘事項の重要度及び深刻度を評価するとともに、規制対置に関する検討を行うため、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき重要度評価・規制応措置に関する検討を行うため、安全重要度評価プロセスに関するガイドに基づき重要度評価・規制対応

記載の適正化（誤措置会合（SERP）を開催する。

措置会合（SERP）を開催する。

記）

２．検討事項

２．検討事項「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

安全重要度評価プロセスに関するガイドに基づき、以下の事項について検討を行う。

（１）「緑」を超える又は追加対応のある検査指摘事項の重要度評価及び深刻度（１）「緑」を超える又は追加対応のある検査指摘事項の重要度評価及び深刻度（２）重要度評価結果に基づく規制措置の案（２）重要度評価結果に基づく規制対応措置の案（３）対応区分の変更（判断が困難な事例に限る。
）（３）対応区分の変更（判断が困難な事例に限る。
）（４）その他（４）その他

３．構成員以下のとおりとする。なお、SERP の主査は、必要に応じて構成員を追加することができる。

３．構成員以下のとおりとする。なお、SERP の主査は、必要に応じて構成員を追加することができる。

〇担当部門管理官（主査）〇担当部門管理官（主査）〇検査監督総括課長〇検査監督総括課長〇検査評価室長〇検査評価室長13- 266 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

添付 3：重要度評価の申立て制度

1．目 的

添付 3：重要度評価の申立て制度

1．目 的

本文書は、
「白」
、「黄」又は「赤」とされた検査指摘事項（核燃料施設等においては、「追加対応あり」

本文書は、「白」、「黄」又は「赤」とされた検査指摘事項（核燃料施設等においては、「追加対応あり」と読み替える。以下同じ。
）の重要度評価結果に対する事業者からの申立て制度について定めるものであと読み替える。以下同じ。
）の重要度評価結果に対する事業者からの申立て制度について定めるものである。なお、本申立て制度は、原子炉等規制法に基づく原子力規制検査における重要度評価に関するものでる。なお、本申立て制度は、原子炉等規制法に基づく原子力規制検査における重要度評価に関するものであり、行政不服審査法に基づく異議申立てとは異なるものである。

あり、行政不服審査法に基づく異議申立てとは異なるものである。

2．申立ての前提

2．申立ての前提

原子力規制庁は、検査指摘事項の最終的な安全重要度評価の結果に関して、以下の項目を完了している

原子力規制庁は、検査指摘事項の最終的な安全重要度評価の結果に関して、以下の項目を完了しているものとする。なお、原子力規制庁が事業者に対し検査指摘事項の暫定的な重要度評価を通知した後、事業ものとする。なお、原子力規制庁が事業者に対し検査指摘事項の暫定的な重要度評価を通知した後、事業者が意見聴取会の開催等、意見を述べることを求めなかった場合には、申立てを行うことができない。

者が意見聴取会の開催等、意見を述べることを求めなかった場合には、申立てを行うことができない。

(1) 原子力検査官は、検査気付き事項について、その時点で利用できる限りの情報を用いて事業者のパフォーマンス劣化を明確にし、検査指摘事項が「緑」を超える可能性があると判断。
(2) 原子力検査官及び評価担当者は、適切な安全重要度評価ガイドの附属書を用いて検査指摘事項に対する暫定的な重要度（「白」、「黄」、「赤」又は「緑を超える」）を評価。

(1) 原子力検査官は、検査気付き事項について、その時点で利用できる限りの情報を用いて事業者のパフォーマンス劣化を明確にし、検査指摘事項が「緑」を超える可能性があると判断。
(2) 原子力検査官及び評価担当者は、適切な安全重要度評価ガイドの附属書を用いて指摘事項に対する暫定的な重要度（「白」、「黄」、「赤」又は「緑を超える」）を評価。

(3) 暫定的に評価された検査指摘事項について、重要度評価・規制措置会合（SERP）において評価が行(3) 暫定的に評価された検査指摘事項について、重要度評価・規制対応措置会合（SERP）において評価われている。その後、原子力規制庁は、事業者に暫定的な結果を通知し、意見陳述の機会があるこが行われている。その後、原子力規制庁は、事業者に暫定的な結果を通知し、意見陳述の機会があとを提示。

ることを提示。

(4) 事業者が、意見陳述を要望した場合は、原子力規制庁は意見を聴取し、追加的な情報を踏まえ評価を変更する必要があるか否かを検討し、最終的な評価結果を通知。

3．申立ての要件
2 の前提を満足しており、かつ申立てが以下の項目のいずれかに当てはまる場合には申立てを受理するものとする。
(1) 原子力規制庁による重要度評価のプロセスが、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」と一致しない、又はプロセスの正当性に欠けている場合。
(2) 施設の設備・機器の構成や事業者の作業手順等に関する原子力規制庁の認識に対し、事業者から意見陳述が行われたが、最終的な重要度評価結果の決定の際に考慮されていなかった場合。
(3) 事業者が意見陳述の時点で整理が間に合わなかった新しい情報がある場合。ただし、新しい情報に記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）(4) 事業者が、意見陳述を要望した場合は、原子力規制庁は意見を聴取し、追加的な情報を踏まえ評価を変更する必要があるか否かを検討し、最終的な評価結果を通知。

3．申立ての要件
2 の前提を満足しており、かつ申立てが以下の項目のいずれかに当てはまる場合には申立てを受理するものとする。
(1) 原子力規制庁による重要度評価のプロセスが、安全重要度評価プロセスに関するガイドと一致しない、又はプロセスの正当性に欠けている場合。
(2) 施設の設備・機器の構成や事業者の作業手順等に関する原子力規制庁の認識に対し、事業者から意見陳述が行われたが、最終的な重要度評価結果の決定の際に考慮されていなかった場合。
(3) 事業者が意見陳述の時点で整理が間に合わなかった新しい情報がある場合。ただし、新しい情報については、以下のいずれにも該当する場合に考慮される。

ついては、以下のいずれにも該当する場合に考慮される。

a. 意見陳述の際に事業者から追加的な新たな情報を整理していることが表明されている

a. 意見陳述の際に事業者から追加的な新たな情報を整理していることが表明されている

b. 新しい情報が重要度評価結果に重大な影響を及ぼすことが明らかである

b. 新しい情報が重要度評価結果に重大な影響を及ぼすことが明らかである

c. 整理が間に合わなかった理由について合理性がある

c. 整理が間に合わなかった理由について合理性がある
14- 267 -

記載の適正化（誤記）

なお、整理に認められる期間については、最終的な重要度評価結果を通知するまでの検討期間の目安

なお、整理に認められる期間については、最終的な重要度評価結果を通知するまでの検討期間の目安である 90 日程度を超えないことを原則とする。

である 90 日程度を超えないことを原則とする。

4．申立てに対する判定会合

4．申立てに対する判定会合

事業者からの申立てが３．の要件に合致するか判定するとともに、申立て内容の妥当性について検討を事業者からの申立てが３．の要件に合致するか判定するとともに、申立て内容の妥当性について検討を行うため別紙のとおり「申立てに対する判定会合」を開催する。判定会合においては、以下のいずれかの行うため別紙のとおり「申立てに対する判定会合」を開催する。判定会合においては、以下のいずれかの判断を行い、申立てに対する決定書について検討を行う。

判断を行い、申立てに対する決定書について検討を行う。

(1) 事業者の申立てが要件を満たさないために棄却することが適当(1) 事業者の申立てが要件を満たさないために棄却することが適当(2) 重要度評価結果の記載に不十分な点があるため、当該重要度評価結果についてより詳細な説明が必(2) 重要度評価結果の記載に不十分な点があるため、当該重要度評価結果についてより詳細な説明が必要要(3) 重要度評価の過程に問題があり、当該重要度評価のやり直しが必要(3) 重要度評価の過程に問題があり、当該重要度評価のやり直しが必要

5．申立て手順

5．申立て手順

5.1 申立てプロセス

5.1 申立てプロセス(1)事業者から申立てがあった場合には、判定会合の構成員は事業者から公開の場で異議の内容を聴取(1)事業者から申立てがあった場合には、判定会合の構成員は事業者から公開の場で異議の内容を聴取し、これを踏まえて判定会合で申立て内容の妥当性等について検討を行い、決定書案について検討をし、これを踏まえて判定会合で申立て内容の妥当性等について検討を行い、決定書案について検討を

行う。

行う。

(2)申立てに対する判定会合の結果、4．(2)と判断された場合には、重要度評価結果の記載の修正について検討を行う。

(2)申立てに対する判定会合の結果、4．(2)と判断された場合には、重要度評価結果の記載の修正について検討を行う。

(3)申立てに対する判定会合の結果、4．(3)と判断された場合には、SERP 会合を開催して、重要度評
価をやり直す。その結果の妥当性等については、改めて判定会合を開催し検討を行う。

(3)申立てに対する判定会合の結果、4．(3)と判断された場合には、SERP 会合を開催して、重要度評
価をやり直す。その結果の妥当性等については、改めて判定会合を開催し検討を行う。

5.2 原子力規制委員会での審議及び事業者への通知

5.2 原子力規制委員会での審議及び事業者への通知申立てに対する決定書案及び重要度評価結果（変更がある場合に限る。
）については、原子力規制委員
会で審議及び決定を得た上で、事業者に対し通知する。

申立てに対する決定書案及び重要度評価結果（変更がある場合に限る。）については、原子力規制委員
会で審議及び決定を得た上で、事業者に対し通知する。

別

紙

別

申立てに対する判定会合の開催について

１．設置の趣旨
原子力規制庁が最終評価した検査指摘事項の安全重要度について、事業者は原子力規制委員会に対し申立てを行うことができる。
安全重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容に関する妥当性等について検討を行うため、「原
子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき申立てに対する判定会合を開催する。

紙

申立てに対する判定会合の開催について

１．設置の趣旨
原子力規制庁が最終評価した検査指摘事項の安全重要度について、事業者は原子力規制委員会に対し申立てを行うことができる。
安全重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容に関する妥当性等について検討を行うため、安全重要度評価のプロセスに関するガイドに基づき申立てに対する判定会合を開催する。
15- 268 -

記載の適正化（誤記）

２．検討事項

２．検討事項「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

安全重要度評価のプロセスに関するガイドに基づき、以下の事項について検討を行う。

（１）重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容が要件に合致するか（１）重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容が要件に合致するか（２）重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容の妥当性等（２）重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容の妥当性等（３）その他（３）その他

３．会合の構成員

３．会合の構成員

以下のとおりとする。なお、判定会合の主査は、申立ての内容等に応じて構成員を追加することができる。

記載の適正化（誤記）

以下のとおりとする。なお、判定会合の主査は、申立ての内容等に応じて構成員を追加することができ
る。

〇構成員

〇構成員

・原子力規制検査担当指定職（主査）・原子力規制検査担当指定職（主査）・検査監督総括課長

・検査監督総括課長

・担当部門管理官

・担当部門管理官

・検査評価室長

・検査評価室長

添付 4：リスク評価担当者に求められる役割

添付 4：リスク評価担当者に求められる役割

原子力規制庁のリスク評価担当者は、リスク情報を活用した重要度評価を担当し、リスクに関する他の職

原子力規制庁のリスク評価担当者は、リスク情報を活用した重要度評価を担当し、リスクに関する他の職員を支援する技術担当者であることが期待される。さらに、リスク評価担当者は確率論的リスク評価（PRA） 員を支援する技術担当者であることが期待される。さらに、リスク評価担当者は確率論的リスク評価（PRA）
研究職員と緊密に連携して、リスク情報に基づいた規制活動の効果的な運用を行う。具体的に求められる役

研究職員と緊密に連携して、リスク情報に基づいた規制活動の効果的な運用を行う。具体的に求められる役

割は、以下のとおり。

割は、以下のとおり。

1．リスク情報に基づいた規制活動

1．リスク情報に基づいた規制活動(1)原子力規制庁のリスク情報に基づいた規制活動全般を支援し、原子力規制庁の使命の達成に貢献する。
(2)これらの貢献は、原子力規制検査全体に関連するリスク情報に基づいた活動を行うことにより達成する。

(1)原子力規制庁のリスク情報に基づいた規制活動全般を支援し、原子力規制庁の使命の達成に貢献する。
(2)これらの貢献は、原子力規制検査全体に関連するリスク情報に基づいた活動を行うことにより達成する。
記載の適正化（表2．リスク情報を活用した重要度評価の実施(1)定量的及び定性的な評価手法と適用可能なガイドを使用して、原子力規制検査における検査指摘事項の安全重要度を評価する。
(2)SERP での重要度の評価のために、原子力検査官と協力して検査結果、リスク分析の詳細及び関連情報の概要を含む安全重要度評価結果を取りまとめる。
(3)リスク情報に基づいた効果的な意思決定を支援するために、安全重要度評価に基づいて、提案又は推奨事項を SERP に提供する。

2．リスク情報を活用した重要度評価の実施(1)定量的及び定性的な評価手法と適用可能なガイドラインを使用して、原子力規制検査における検査指摘事項の安全性の重要度を評価する。
(2)SERP での重要度の評価のために、検査官と協力して検査結果、リスク分析の詳細及び関連情報の概要
を含む安全重要度評価結果を取りまとめる。
(3)リスク情報に基づいた効果的な意思決定を支援するために、安全性の重要度評価に基づいて、提案又は推奨事項を SERP に提供する。
16- 269 -

現の統一）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤3． 原子力検査官を含む原子力規制庁職員への支援の提供(1)リスク情報を使用した検査計画及び関連するガイドの適用に対する重要度評価手順について、原子力規制庁職員を支援する。
(2)原子力検査官と連絡を取り、リスク情報を活用した検査の適用に関して共通理解を得る。

4．重要度評価プログラムの継続的改善

4． 検査官を含む原子力規制庁職員への支援の提供(1)リスク情報を使用した検査計画及び関連するガイドラインの適用に対する重要度評価手順について、
原子力規制庁職員を支援する。

記）
記載の適正化（表現の統一）(2)原子力検査官と連絡を取り、リスク情報を活用した検査の適用に関して共通理解を得る。

4．重要度評価プログラムの継続的改善(1)重要度評価プログラムの改善のために関連の会議に参加する。

(1)重要度評価プログラムの改善のために関連の会議に参加する。

記載の適正化（表(2)重要度評価関連のガイドの改善、関連する文書と付録、その他の原子力規制検査関連のガイドと検査(2)重要度評価関連のガイドラインの改善、関連する文書と付録、その他の原子力規制検査関連のガイド

現の統一）

手順の改善に係る検討に参画する。
(3)関係部署と連携し、リスク評価で使用する PRA モデルの品質を確保する。

と検査手順の改善に係る検討に参画する。
(3)関係部署と連携し、リスク評価で使用する PRA モデルの品質を確保する。

17- 270 -

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（新旧対照表）1- 271 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書１

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

出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド(GI0007_附属書１_r01)

(新設)

改正理由

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目

次

目

次

1 適用範囲 .................................................................................................... 3

1. 適用範囲 .................................................................................................... 3

記載の適正化（誤2 開始条件...................................................................................................... 3

2. 開始条件...................................................................................................... 3記）

別紙 1 発生防止のスクリーニングに関する質問 ...................................................... 4

別紙 1 発生防止のスクリーニングに関する質問 ...................................................... 4

別紙 2 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問........................................ 6

別紙 2 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問........................................ 6

別紙 3 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問.............................................. 9

別紙 3 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問.............................................. 9

別紙 4 外部事象のスクリーニングに関する質問 ..................................................... 11

別紙 4 外部事象のスクリーニングに関する質問 ..................................................... 11

1 適用範囲1．適用範囲

本附属書は、原子力検査官が、プラント出力運転時に影響を及ぼす検査指摘事項に対して、スクリーニン

本附属書は、原子力検査官が、プラント出力運転時に影響を及ぼす検査指摘事項に対して、スクリーニン

グに関する質問を使用し、重要度評価で「緑」と判断できるか、詳細リスク評価が必要か、又は、他の適用

グに関する質問を使用し、重要度評価で「緑」と判断できるか、詳細リスク評価が必要か、又は、他の適用可能な附属書へ移行するかを判断するための簡易的な方法及び基準を示すものである。

可能な附属書へ移行するかを判断するための簡易的な方法及基準を示すものである。

本附属書に示す重要度評価の方法は、発生防止、拡大防止・影響緩和及び閉じ込めの維持の監視領域に該

本附属書に示す重要度評価の方法は、発生防止、拡大防止・影響緩和及び閉じ込めの維持の監視領域に該当する出力運転時の検査指摘事項に適用されるものである。

当する出力運転時の検査指摘事項に適用されるものである。

2 開始条件

2．開始条件記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤本附属書に記述される重要度評価は、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」添付 1「検査指摘事項の初期評価」の手順を経た後に実施される。

本附属書に記述される重要度評価は、「原子力検査に係る重要度評価に関するガイド」添付 1「検査指摘事項の初期評価」の手順を経た後に実施される。

別紙 1－発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙 1－発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙 2－拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙 2－拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙 3－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙 3－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙 4－外部事象のスクリーニングに関する質問

別紙 4－外部事象のスクリーニングに関する質問
2- 272 -

記）
記載の適正化（誤記）

〇 改正履歴

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

改正に伴う修正※

備考

附属書の構成見直し

施行

１

別紙 1－発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙 1－発生防止のスクリーニングに関する質問
A.

原子炉冷却材喪失事故（LOCA）の起因となる事象

A.

原子炉冷却材喪失事故（LOCA）の起因となる事象

1.

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は小 LOCA に対する原子炉冷却材漏えい率（通常1.

劣化事象に対する合理的な評価を経て、当該検査指摘事項は小 LOCA に対する原子炉冷却材漏えい率をの充てん流量を超える漏えい率）を引き起こす可能性があったか。

超過することになり得たか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は、LOCA の緩和に使用される系統とは別の系統

記載の適正化(表現の充実)

劣化事象に対する合理的な評価を経て、当該検査指摘事項は、LOCA の影響緩和にために用いられるシに影響を与え、結果として LOCA の緩和機能を全喪失させる可能性があるか。
（例えば、インターフェースシ

ステムに影響を及ぼしそれらの機能の全損を生じさせる LOCA（例えば、インターフェースシステム LOCA）

記載の適正化（誤ステム LOCA）

を緩和するために使用される影響を受けた可能性があるほかのシステムを有することができるか。

記）□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

B.

B.

過渡事象の起因となる事象

過渡事象の起因となる事象
検査指摘事項は、原子炉トリップかつプラントのトリップ開始から安定停止状態への移行において期待

検査指摘事項は、原子炉トリップを引き起こし、かつプラントのトリップから安定停止状態への移行の間。このほかの事象としに必要な緩和機器の喪失を引き起こしたか（例えば、復水器の喪失、給水の喪失）。このほかの事象として、 される緩和機器の喪失を引き起こしたか（例えば、コンデンサの喪失、給水の喪失）
高エネルギー配管破断、内部溢水及び火災を含む。

て、高エネルギー電線破断、内部浸水及び火災を含む。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

記載の適正化（誤記）

記載の適正化(表C.

サポート系統に係る起因事象
検査指摘事項は、起因事象の可能性又は原因に寄与し、かつ緩和機器に影響を及ぼすサポート系統の完全C.

サポート系に係る起因事象
検査指摘事項は、起因事象の可能性又は原因に寄与し、かつ緩和機器に影響を及ぼすサポート系の完全又又は部分的な喪失を含むか。サポート系統の起因事象の例は、外部電源喪失、直流電源喪失、交流電源喪失、 は部分的な喪失を含むか。サポート系の起因事象の例は、外部電源喪失、直流母線喪失、交流母線喪失、補機冷却水喪失、海水系喪失及び制御用空気系喪失である。
3- 273 -

現の統一)
記載の適正化（誤記）

補機冷却水系喪失、海水系喪失及び制御用空気系喪失である。
□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

D.

D.

蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象

蒸気発生器伝熱管破断

記載の適正化(表現の統一)

検査指摘事項は、蒸気発生器の 1 本の伝熱管が、通常の定格出力での内外差圧の 3 倍（3ΔPNO）を持続で検査指摘事項は、蒸気発生器の 1 本の伝熱管が、通常の定格出力での一定運転における内外差圧の 3 倍

きない劣化状態を含むか。

（3ΔPNO）を持続できない劣化状態を含むか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む

記載の適正化(表現の簡素化)

記載の適正化（誤記）

E.

外部事象に係る起因事象

E.

検査指摘事項は、火災又は内部溢水の起因事象の頻度に影響するか。

外部事象に係る起因事象
検査指摘事項は、火災又は内部溢水の起因事象の頻度に影響するか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

別紙 2－拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問
A.

緩和系の構築物・系統・機器（SSC）及び機能性（反応度制御系統を除く）

別紙 2－拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問
A.

緩和系の構築物・系統・機器（SSC）及び機能性（反応度制御系を除く）

記載の適正化（表現の統一）

1.

検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその動1.

検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその動作可能性又は機能性を維持しているか。

作可能性又は機能性を維持しているか。

□ a. はい → 「緑」とする□ a. はい → 「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、系統又は機能、あるいは両方の喪失を示しているか。

検査指摘事項は、システム又は機能、あるいは両方の喪失を示しているか。

記載の適正化（表現の統一）□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、少なくとも 1 トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実検査指摘事項は、少なくとも 1 トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実際に機能喪失していること、又は、2 つの分離された安全システムがその AOT を超えて供用外になっている

際に機能喪失していること、又は、2 つの個別の（分離された）安全システムが AOT を超えて動作不能になことを示しているか。

っていることを示しているか。
4- 274 -

記載の適正化（誤記）

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

4.

4.

検査指摘事項は、事業者の保全プログラムおいて、保全重要度は高と規定されているが、保安規定上の要求がない機器の一つ以上のトレインが実際に 24 時間を超えて機能を喪失していることを示しているか。

検査指摘事項は、事業者の保全プログラムおいて、原子炉施設の安全性を確保する上で重要と判断（例、保全計画において保全重要度高に設定）され、保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレイ

記載の適正化（表現の簡素化）

ンの安全機能が 24 時間を超えて実際に喪失していることを示しているか。
□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする

B.

外部事象緩和システム（地震、火災、溢水又は悪天候による劣化）

B.

外部事象緩和システム（地震、溢水又は悪天候に対する防護）記載の適正化（誤記）

検査指摘事項は、地震、溢水または悪天候に係る起因事象を緩和するために特別に設計された機器又は機能（例えば、耐震スナバ、溢水バリア又は竜巻用扉）の喪失又は劣化に関するものか。

検査指摘事項は、地震、溢水または悪天候に係る起因事象を緩和するために特別に設計された機器又は機能（例えば、耐震スナバ、浸水バリア又は竜巻用扉）の喪失又は劣化に関するものか。

記載の適正化（誤記）□ a. はい → 別紙 4 へ進む□ a. はい → 別紙 4 へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

C.

C.

反応度制御系統

反応度制御系

記載の適正化（表現の統一）

1.

検査指摘事項は、原子炉スクラムの起因となる１つの原子炉保護系（RPS）トリップ信号に影響を与え

1.

検査指摘事項は、原子炉スクラムを開始するための単一の原子炉保護系（RPS）トリップ信号に影響を記載の適正化（表るとともに、他の多重性のあるトリップの機能又は原子炉停止に係る多様性のある方法（例えば、ほかの自与え、かつ、ほかの冗長なトリップの機能又は原子炉停止の多様な方法に対して影響を与えたか（例えば、 現の見直し）

動 RPS トリップ、代替制御棒挿入、又は手動原子炉トリップ能力）に対して影響を与えたか。

ほかの自動 RPS トリップ、代替制御棒挿入、又は手動原子炉トリップ能力）。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、意図せず正の反応度が添加される運転操作（例えば、ヒューマンエラーによるホウ素

検査指摘事項は、意図しないで正の反応度を加えた制御操作に関するものか（例えば、なホウ素の誤希の誤希釈、冷水注入、制御棒の誤操作、再循環ポンプ速度制御）に関するものか。

釈、冷水注入、制御棒の誤作動、再循環ポンプ速度制御）。

□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、運転員による反応度管理の失敗という結果になったものか（例えば、原子炉出力が制検査指摘事項は、運転員による反応度の誤った管理をもたらしたか（例えば、認可された出力上限を超

限値を超えている、又は運転員が運転中に反応度の変化を予測し、制御できない）。

える原子炉出力、若しくは要員運転中に反応度の変化を予期及び制御できない）。

□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

D.

消防隊

D.

消防隊

1.

検査指摘事項は、消防隊の訓練及び資格要件、又は要員の配置に関わるものか。

1.

検査指摘事項は、消防隊の訓練及び資格要件、又は消防隊要員の配属に関わるものか。
5- 275 -

記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（表現の見直し）□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：□□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、そ□して当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。
□

消防隊の要員が不足していた全体の時間（暴露時間）は短かった（二時間未満であった）。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する→ 「緑」とする□

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、又記載の適正化（表当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。

現の見直し）

消防隊の要員が足りていなかった全体の時間（暴露時間）は短かった（二時間未満であった）。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する□ c. いいえ → 次へ進む

□ c. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか。

→ 「緑」とする

指摘事情は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか。

記載の適正化（誤記）□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：□□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：

消防隊の対応時間は、その他の深層防護の要素により緩和された。
（区域の可燃物持込み制限を超□過しなかった、火災検知システムが機能した、安全停止の代替手段が影響を受けなかったなどの要

消防隊の対応時間が、区域可燃物量制限を超過しなかった、設置されている火災検知器が機能した

記載の適正化（表及び安全停止の代替手段が影響を受けなかったその他の深層防護の要素により緩和された。

現の見直し）

素）□

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関わった。

□

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関するものであった。

□

事業者が適切な火災防護補償措置を講じた。

□

事業者は、適切な火災防護補完措置を整備していた。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する→ 「緑」とする□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する□ c. いいえ → 次へ進む

□ c. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：→ 「緑」とする

検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が 1 つ以上該当するかチェックする：□

劣化した火災バリアはなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

□

劣化した火災バリアはなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

□

消火器又は消火ホースが所在不明となった時間は短く、ほかの消火器又は消火ホース格納庫が近□消火器又は火災ホースが不明となった時間は短く、ほかの消火器又は消火ホース格納庫が近くに記載の適正化（表あった。

現の見直し）

くにあった。
□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する→ 「緑」とする□ c. D.1.a、D.2.a または D.3.a の下のボックスのいずれにも該当しない□ b. 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する→ 附属書 9 へ進む。

□ c. D.1.a、D.2.a または D.3.a の下のボックスのいずれにも該当しない → 定性的基準を用いる安全記載の適正化（誤重要度評価へ進む記）

別紙 3－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
A. 原子炉冷却材系統（RCS）バウンダリ（例えば、加圧熱衝撃問題）→ 「緑」とする

別紙 3－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
A.

原子炉冷却系（RCS）バウンダリ（例えば、加圧熱衝撃問題）

記載の適正化（表現の見直し）□ RCS バウンダリに該当する場合は、詳細なリスク評価部へ進む□ RCS バウンダリに該当する場合は、詳細なリスク評価部へ進む

B.

B.

原子炉格納容器の閉じ込め

原子炉閉じ込め6- 276 -

記載の適正化（表現の見直し）1.

検査指摘事項は、原子炉格納容器における貫通部、開口部（バルブ又はエアロック等）格納容器隔離シ

ステム（論理回路と計装）及び格納容器熱除去設備に関するものか。

1.

検査指摘事項は、原子炉の物理的な閉じ込めが求められる状態で実際に開いた経路（バルブ又はエアロック等）、閉じ込め隔離システム（論理と計測）及び熱除去構成機器を示しているか。

記載の適正化（表現の見直し）□ a. はい → 附属書 7 へ進む□ a. はい → 附属書 7 へ進む□ b. いいえ 次へ進む

□ b. いいえ 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、原子炉格納容器内の水素イグナイター等の水素対策設備の機能低下を含むか。

検査指摘事項は、原子炉格納容器内の水素イグナイター等の水素対策設備の機能における実際の低下を含むか。

記載の適正化（表現の見直し）□ a. はい → 附属書 7 へ進む□ b. いいえ →「緑」とする□ a. はい → 附属書 7 へ進む□ b. いいえ →「緑」とする

C.

制御室、補助建屋、原子炉建屋又は使用済燃料プール建屋

C.

制御室、補助または使用済燃料プール建屋

記載の適正化（表現の見直し）

1.

検査指摘事項は、制御室、補助建屋、原子炉建屋、使用済燃料プール建屋又は非常用ガス処理系統（BWR） 1.

検査指摘事項は、制御室、補助建屋、使用済燃料プール、又は非常用ガス処理系（BWR）のために提供の放射線バリア機能の劣化のみを示しているか。

された放射線バリア機能の低下のみを示しているか。

□ a. はい →「緑」とする□ a. はい →「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、煙または有毒ガスに対する制御室のバリア機能の低下を示しているか。

検査指摘事項は、煙または有毒大気に対する制御室のバリア機能の低下を示しているか。

記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（表現の見直し）□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

D.

使用済燃料プール（SFP）

D.

使用済燃料プール（SFP）

1.

検査指摘事項は、使用済燃料プールの温度が、保安規定の運転上の制限に定める制限値を超過するよう

1.

検査指摘事項は、使用済燃料プールの温度が、施設固有の許認可条件における最大の分析温度制限を超な使用済燃料プールからの崩壊熱除去機能に悪影響を及ぼすか。

過するような使用済燃料プールからの崩壊熱除去機能に悪影響を及ぼすか。

□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、燃料取り扱いミス、燃料集合体の落下、キャスクの落下又は SFP 上のクレーン操作が検査指摘事項は、燃料取り扱いミス、落下した燃料アセンブリ、落下した格納キャスク又は SFP 上のク

記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（表元となって、燃料被覆管が機械的損傷を起こし、有意な放射性核種の放出を引き起すようなものか。

レーン操作が元となって、燃料被ふく管への機械的損傷及び放射性核種が検出される放出を引き起したか。 現の見直し）□ a. はい → 附属書 9 へ進む（適用可能な場合は附属書 3 を参照）

□ a. はい → 附属書 9 へ進む（適用可能な場合は附属書 3 を参照）

□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、保安規定の運転上の制限に定める水位の制限値を下回るような使用済燃料プール水の減少をもたらすか。

検査指摘事項は、施設固有の許認可条件における最小の分析レベルの制限以下の減少に至る使用済燃料プール水の供給の喪失をもたらすか。
7- 277 -

記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（誤□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

4.

4.

検査指摘事項は、SFP 中性子吸収材、燃料集合体配置ミス（すなわち、燃料装荷パターンエラー）又はホウ素濃度（PWR のみ）に影響を与えるか。

検査指摘事項は、SFP 中性子吸収材、燃料束置き違え（すなわち、燃料負荷パターンエラー）又は溶解

ホウ素濃度（PWR のみ）に影響を与えるか。

記）

記載の適正化（表現の見直し）
記載の適正化(誤□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ a. はい → 附属書 9 へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

別紙 4－外部事象のスクリーニングに関する質問
1. 機器又は安全機能が、完全に故障した又は利用不能であると仮定した場合、以下の 3 つの状態のいずれかに該当するか。

記)

別紙 4－外部事象のスクリーニングに関する質問
1.

機器又は安全機能が、完全に故障した又は利用不能であると仮定した場合、以下の 3 つの状態のいずれかが該当するか。外部の起因事象の発生において、その機器又は機能そのものが喪失し、それは影響緩和と記載の適正化（表現の見直し）

して考えられていた。
外部事象の発生中において、影響緩和として意図されていた機器又は機能そのものが喪失したことは、・プラントトリップまたは起因事象を引き起こし得る。

・プラントトリップまたは起因事象を引き起こし得る。

・複数から成るトレインの系統又は機能のうちの 2 つ以上のトレインを劣化させ得る。

・複数トレインシステム又は機能のうちの 2 つ以上のトレインを劣化させ得る。

・リスク上重要な系統又は機能をサポートする系統の 1 つ以上のトレインを劣化させ得る。

・リスク上重要なシステム又は機能をサポートするためのシステムの 1 つ以上のトレインを劣化させ得る。 現の見直し）□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、事業者が PRA や類似の分析で特定した、外部事象による炉心損傷事故シーケンス（すなわち、地震、溢水又は悪天候事象によって発生）に寄与する安全機能の全喪失を含むか。

検査指摘事項は、PRA 又は類似の分析をとおして事業者によって特定された、外部事象起因の炉心損傷

記載の適正化（表事故シーケンス（すなわち、地震、溢水又は悪天候事象が起因となって発生）に寄与するいずれか安全機能

現の見直し）の全喪失を含むか。

記載の適正化（誤□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする

記載の適正化（表記）□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする

8- 278 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書２
重大事故等対処及び大規模損壊対処に対する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 279 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書２

附属書２

重大事故等対処及び大規模損壊対処に対する重要度評価ガイド

重大事故等対処及び大規模損壊対処に対する重要度評価ガイド

改正理由

改正に伴う修正※(GI0007_附属書２_r01)

（新設）

目

次

目

次

1

適用範囲 ............................................................................................................. 3

1. 適用範囲 ............................................................................................................. 3

附属書の構成見直し

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤2

法令等により事業者に要求されている事項................................................................. 3

2. 法令等により事業者に要求されている事項................................................................. 3記）

2.1 設備・機器及び体制の整備.............................................................. 3

2.1 事案に対する規制対応措置のスクリーニング.............................................................. 3

記載の適正化（誤2.2 施設の保全のための活動............................................................................................. 3

2.2 事案の深刻度の評価.............................................................................................. 3記）

3 安全重要度評価の基本的考え方............................................................................... 4

3. 安全重要度評価の基本的考え方............................................................................... 4

記載の適正化（誤記）

4 安全重要度評価の方法 ...........................................................................................5

4. 安全重要度評価の方法 ...........................................................................................5

記載の適正化（誤4.1 設備・機器及び体制の整備に関する不適合............................................................... 5

4.1 設備・機器及び体制の整備に関する不適合............................................................... 5記）

4.2 運用手順等に基づく活動の不実施 .......................................................................... 6

4.2 運用手順等に基づく活動の不実施 .......................................................................... 6

1 適用範囲1．適用範囲

本附属書においては、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、以下に関する安全重要度の評価に適用する。
〇重大事故等対処及び大規模損壊対処に係る設備・機器及び体制の整備に関する事項〇緊急事態における運用手順等に基づく活動の不実施に関する事項

2 法令等により事業者に要求されている事項

本附属書においては、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項

記載の適正化（誤記）のうち、以下に関する安全重要度の評価に適用する。
〇重大事故等対処及び大規模損壊対処に係る設備・機器及び体制の整備に関する事項〇緊急事態における運用手順等に基づく活動の不実施に関する事項

2．法令等により事業者に要求されている事項

記載の適正化（誤記）

2.1 設備・機器及び体制の整備
事業者は、法令等により重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のための

2.1 設備・機器及び体制の整備
事業者は、法令等により重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のための活動を行う設備・機器及び体制の整備に関し、以下に掲げる措置を講ずることが求められている。

活動を行う設備・機器及び体制の整備に関し、以下に掲げる措置を講ずることが求められている。

(1) 施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること(1) 施設の保全のための活動を行うために必要な計画を策定すること(2) 施設の保全のための活動を行うために必要な要員（対策要員）を配置すること(2) 施設の保全のための活動を行うために必要な要員（対策要員）を配置すること(3) 対策要員に対する教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること(3) 対策要員に対する教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること(4) 施設の保全のための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、消火ホース その他の資機材を備(4) 施設の保全のための活動を行うために必要な電源車、消防自動車、消火ホース その他の資機材を備え付けることえ付けること2- 280 -

(5) 施設の保全のための活動を行うために必要な事項を定め、これを対策要員に守らせること(5) 施設の保全のための活動を行うために必要な事項を定め、これを対策要員に守らせること(6) その他、施設の保全のための活動を行うために必要な体制の整備に関すること(6) その他、施設の保全のための活動を行うために必要な体制の整備に関すること(7) (1)～(6)の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずるこ(7) (1)～(6)の措置について定期的に評価を行うとともに、評価の結果に基づき必要な措置を講ずることと(8) 緊急時の線量等の措置(8) 緊急時の線量等の措置

2.2 施設の保全のための活動

2.2 施設の保全のための活動

事業者は、法令等により重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のための事業者は、法令等により重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のための活動に関して、以下に掲げる運用手順等を定め、これを対策要員に守らせることが求められている。具体

活動に関して、以下に掲げる運用手順等を定め、これを対策要員に守らせることが求められている。具体的には保安規定の中の「重大事故等及び大規模損壊対応要領」において、これら運用手順等が定められて的には保安規定の中の「重大事故等及び大規模損壊対応要領」において、これら運用手順等が定められて

いる。

いる。

(1) 重大事故等発生時における施設の保全のための対応(1) 重大事故等発生時における施設の保全のための対応〇共通事項（アクセスルートの確保等）〇共通事項（アクセスルートの確保等）〇緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等〇緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等〇原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等〇最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等〇最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等〇原子炉格納容器内の冷却等のための手順等〇原子炉格納容器内の冷却等のための手順等〇原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等〇原子炉格納容器の加圧破損を防止するための手順等

記載の適正化(誤〇原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等〇原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

記)〇水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等〇水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等〇水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等〇水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等〇使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等〇使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等〇工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等〇工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等〇重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等〇重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等〇電源の確保に関する手順等〇電源の確保に関する手順等〇事故時の計装に関する手順等〇事故時の計装に関する手順等〇原子炉制御室の居住性等に関する手順等〇原子炉制御室の居住性等に関する手順等〇監視測定等に関する手順等〇監視測定等に関する手順等〇緊急時対策所の居住性等に関する手順等〇緊急時対策所の居住性等に関する手順等〇通信連絡に関する手順等炉心の著しい損傷を防止するための対策〇通信連絡に関する手順等炉心の著しい損傷を防止するための対策(2)大規模損壊発生時における施設の保全のための対応〇以下に関する手順等(2)大規模損壊発生時における施設の保全のための対応〇以下に関する手順等

・大規模な火災が発生した場合における消火活動

・大規模な火災が発生した場合における消火活動

・炉心の著しい損傷を緩和するための対策

・炉心の著しい損傷を緩和するための対策

・原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

・原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

・使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するため対策及び使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策

・使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するため対策及び使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策
3- 281 -

・放射性物質の放出を低減するための対策

・放射性物質の放出を低減するための対策

・重大事故等対策における要求事項の一部手順

・重大事故等対策における要求事項の一部手順

・故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムも想定した手順

・故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムも想定した手順
記載の適正化（誤3 安全重要度評価の基本的考え方
2．に掲げられた事項に係る検査指摘事項のうち、発生防止、拡大防止・影響緩和及び閉じ込めの維持の3．安全重要度評価の基本的考え方

2．に掲げられた事項に係る検査指摘事項のうち、発生防止、拡大防止及び閉じ込めの維持の監視領域の 記載の適正化（誤監視領域の視点と同様の機能を有する措置（以下、「防止等措置」という。
）に関連するものについては、他視点と同様の機能を有する措置（以下、「防止等措置」という。
）に関連するものについては、他の附属書（評の附属書（評価ガイド）を準用して評価を行う。

価ガイド）を準用して評価を行う。

その他、防止等措置以外の検査指摘事項又は緊急事態が発生した際の運用手順に基づく活動の不実施等

記）
記）

その他、防止等措置以外の指摘事項又は緊急事態が発生した際の運用手順に基づく活動の不実施等の検 記載の適正化（誤の検査指摘事項については、本附属書に記載された手法を用いて評価を行う。

査指摘事項については、本附属書に記載された手法を用いて評価を行う。

4 安全重要度評価の方法

4．安全重要度評価の方法

記）

記載の適正化（誤4.1 設備・機器及び体制の整備に関する不適合
2.1 に掲げる重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のために法令で求められている事項の不適合に係る検査指摘事項に関する安全重要度について以下のとおり評価を行

4.1 設備・機器及び体制の整備に関する不適合記）

2.1 に掲げる重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における原子力施設の保全のために法令で求められている事項の不適合に係る指摘事項に関する安全重要度について以下のとおり評価を行う。

う。

記載の適正化（誤記）(1) 評価の基準(1) 評価の基準

a. 防止等措置に係る指摘事項の場合

a. 防止等措置に係る指摘事項の場合防止等措置に関連する検査指摘事項については、以下の附属書を準用して 評価を行う。

防止等措置に関連する検査指摘事項については、以下の附属書を準用して 評価を行う。
・附属書 1 出力運転時の指摘事項に対する安全重要度評価ガイド

記載の適正化（誤・附属書 1 出力運転時の検査指摘事項に対する安全重要度評価ガイド

・附属書 5 火災防護に関する安全重要度評価ガイド記）

・附属書 5 火災防護に関する重要度評価ガイド

・附属書 6 停止時の指摘事項に対する安全重要度評価ガイド

記載の適正化（誤・附属書 6 停止時の検査指摘事項に対する安全重要度評価ガイド

・附属書 7 バリア健全性に関する安全重要度評価ガイド記）

・附属書 7 バリア健全性に関する安全重要度評価ガイド

・附属書 9 定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド

記載の適正化（誤・附属書 9 定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド
附属書の選定にあたっては、「原子力安全に係る安全重要度評価に関するガイド」の添付 1（検査
指摘事項の初期評価）を参照すること。
b. 防止等措置以外に係る検査指摘事項の場合
以下の基準で評価を行う。
＜「白」と評価＞〇実際の緊急事態の際に施設の保全のための活動が十分に機能しないと判断される場合。
＜「緑」と評価。＞〇上記以外の場合。
(2) 重要度の判定

記）
附属書の選定にあたっては、「安全重要度評価に関するガイド」の添付 1（検査指摘事項の初期評価）を参照すること。
b. 防止等措置以外に係る指摘事項の場合
以下の基準で評価を行う。
＜「白」と評価＞〇実際の緊急事態の際に施設の保全のための活動が十分に機能しないと判断される場合。
＜「緑」と評価。＞〇上記以外の場合。
(2) 重要度の判定
4- 282 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

以下の手順で安全重要度の判定を行う（図１参照）。

以下の手順で安全重要度の判定を行う（図１参照）。

a. 検査指摘事項によって影響を受けると考えられる規制要求事項を特定

a. 検査指摘事項によって影響を受けると考えられる規制要求事項を特定

b. 防止等措置に関連する場合は他の附属書を準用して安全重要度を評価

b. 防止等措置に関連する場合は他の附属書を準用して安全重要度を評価

c. b.に該当しない場合は、緊急事態の際、施設の保全のための活動が十分に機能するかについて評価

c. b.に該当しない場合は、緊急事態の際、施設の保全のための活動が十分に機能するかについて評価を行い、機能しないと判断する場合には、安全重要度を「白」と評価

4.2 運用手順等に基づく活動の不実施を行い、機能しないと判断する場合には、安全重要度を「白」と評価

4.2 運用手順等に基づく活動の不実施

2.2 に掲げる緊急事態における運用手順等の不実施に係る重要度について以下のとおり評価を行う。

2.2 に掲げる緊急事態における運用手順等の不実施に係る重要度について以下のとおり評価を行う。

なお、防止等措置に関するもので、4.1 により安全重要度評価が可能なものについては、4.1 による手なお、防止等措置に関するもので、4.1 により安全重要度評価が可能なものについては、4.1 による手法で評価を行うものとする。

法で評価を行うものとする。

(1) 評価の基準
安全重要度の評価は、以下の基準で判断を行う。
赤：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的を達成できず、重大事故等及び大規模損壊の(1) 評価の基準
安全重要度の評価は、以下の基準で判断を行う。
赤：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的を達成できず、重大事故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できなかったと判断する場合
黄：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的は達成されたが、重大事故等及び大規模損壊発生又は拡大を防止できなかったと判断する場合
黄：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的は達成されたが、重大事故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できなかったと判断する場合
白：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的を達成できなかったが、その他の措置等によの発生又は拡大を防止できなかったと判断する場合
白：緊急事態等の発生時に、運用手順に期待される目的を達成できなかったが、その他の措置等により、重大事故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できたと判断する場合
緑：緊急事態等の発生時に、運用手順から大幅に逸脱した対応が行われたが、目的は達成され重大事

り、重大事故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できたと判断する場合
緑：緊急事態等の発生時に、運用手順から大幅に逸脱した対応が行われたが、目的は達成され重大事

故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できた場合(2) 安全重要度の判定

故等及び大規模損壊の発生又は拡大を防止できた場合(2) 安全重要度の判定

以下の手順で安全重要度の判定を行う。

以下の手順で安全重要度の判定を行う。

a. 不実施を指摘された施設の保全のための活動・手順を特定する

a. 不実施を指摘された施設の保全のための活動・手順を特定する

b. その検査指摘事項の重大事故等対処及び大規模損壊対処への影響を確認する

b. その指摘事項の重大事故等対処及び大規模損壊対処への影響を確認する

c. その影響の安全重要度を評価する

c. その影響の安全重要度を評価する

5- 283 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（主設備・機器及び体制の整備に関す

検査指摘事項

旨の明確化）

る検査指摘事項防止等措置に関連す

YES

YES

防止等措置に関連す

他の附属書
を準用

るか

他の附属書
を準用

るか

NO

NO

YES

この不適合があっても、緊急事態等の際に施設の保全のための活動が十分に機能するか

緊急事態等の際の
機能喪失

NO

白

記載の適正化（主白旨の明確化）

NO

YES

緑
緑

図１．設備・機器及び体制の整備に関する不適合に対する安全重要度評価フロー

図１．要求事項の不適合に対する安全重要度評価フロー

記載の適正化（誤記）〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

改正の概要

備考

（新設）

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

施行

１

6

- 284 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書３
従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 285 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書３

附属書３

従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

改正理由

改正に伴う修正※(GI0007_附属書３_r01)

目

次

(新設)

目

附属書の構成見直し

次
記載の適正化

1. 適用範囲 .......................................................................................................... 3

1. 適用範囲 .......................................................................................................... 3（誤記）
記載の適正化

2. 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価...........................................3

2. 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価...........................................3

2.1 平均集団線量の評価..........................................................................................3

2.1 平均集団線量の評価..........................................................................................3

2.2 作業活動における集団線量の評価.........................................................................3

2.2 作業活動における集団線量の評価.........................................................................3（誤記）

記載の適正化（誤記）
3. 放射線被ばく管理の安全重要度評価.....................................................................3

3. 放射線被ばく管理................................................................................................3

記載の適正化(表現の整合)3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価..................................................................3

3.1 線量限度及び等価線量の超過..............................................................................3

記載の適正化(表3.2 線量限度超過の可能性における評価...................................................................4

3.2 線量限度超過の可能性における安全重要度評価.....................................................4

現の整合)

3.3 線量の評価能力に関する評価............................................................................4

3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価...............................................................4

記載の適正化(表現の整合)記載の適正化(表現の整合)1 適用範囲
本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、従業員に対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。

1．適用範囲
本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、従業員に対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。

2- 286 -

記載の適正化（誤記）事業者は従業員の放射線安全について、合理的に達成可能な限り低い従業員の被ばく線量を達成するために、法令等により放射線防護を行うことが要求されている。
原子力規制検査においては、事業者が従業員の被ばくを低減するために行う適切な対策の実施状況又事業者は従業員の放射線安全について、合理的に達成可能な限り低い従業員の被ばく線量を達成するために、法令等により放射線防護を行うことが要求されている。
原子力規制検査においては、事業者が従業員の被ばく低減するために適切な対策の実施状況又は被ばは被ばくを低減する可能性のある方法の使用状況について事業者のパフォーマンスを検査する。そのく低減するための可能性のある方法の使用状況について事業者のパフォーマンスを検査する。その際、際、検査指摘事項が確認された場合には本附属書により安全重要度の評価を行う。

検査指摘事項が確認された場合には本附属書により安全重要度の評価を行う。

記載の適正化（表現の見直し）記載の適正化
2 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価
2.1 平均集団線量の評価（別紙１参照）(1) 安全重要度評価に当たっては、まず事業者の直近の過去３年の平均集団線量と、過去 10 年間

2．放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価
2.1 平均集団線量の評価（別紙１参照）(1) 安全重要度評価に当たっては、まず事業者の直近の過去３年の平均集団線量と、過去 10 年間（1999 年～2008 年）における１基当たりの年間集団線量（中央値）の平均値と比較し、事業者の（1999 年～2008 年）における１基当たりの年間集団線量（中央値）の平均値と比較し、事業者の全

全体的な ALARA のパフォーマンスを評価する。

体的な ALARA のパフォーマンスを評価する。

(2) 当該過去３年の平均集団線量が、PWR について 1.07 人・Sv/基又は BWR について 1.22 人・Sv/基(2) 当該過去３年の平均集団線量が、PWR について 1.07 人・Sv/基又は BWR について 1.22 人・Sv/基を下回る場合には、安全重要度は「緑」と評価する。この数値を超える場合には、次のステップにを下回る場合には、安全重要度は「緑」と評価する。この数値を超える場合には、次のステップに

進む。

進む。

2.2 作業活動における集団線量の評価(1) ALARA 計画又は作業管理のために関連業務をグループ化した作業活動における実際の集団線量を

2.2 作業活動における集団線量の評価(1) ALARA 計画又は作業管理のために関連業務をグループ化した作業活動における実際の集団線量を基に評価を行う。この作業活動における実際の集団線量が、0.25 人・Sv を超える場合には、基に評価を行う。この作業活動における実際の集団線量が、0.25 人・Sv を超える場合には、「白」「白」と評価する。作業活動における実際の集団線量が 0.25 人･Sv 以下の場合には、次のステッと評価する。作業活動における実際の集団線量が 0.25 人･Sv 以下の場合には、次のステップに進

プに進む。

む。

(2) 評価期間中（過去２年）、実際の集団線量が 0.05 人･Sv を超え、かつ計画された線量の 50％を

(2) 評価期間中（過去２年）、実際の集団線量が 0.05 人･Sv を超え、かつ計画された線量の 50％を超超える作業活動の件数が５件を超える場合には、「白」、４件以下の場合は「緑」と評価する。

える作業活動の件数が５件を超える場合には、「白」、４件以下の場合は「緑」と評価する。

(3) なお、評価に当たっては、恣意的に作業活動を分割していないか、前例や作業の状況等を踏まえ(3) なお、評価に当たっては、恣意的に作業活動を分割していないか、前例や作業の状況等を踏まえ事業者が適切に作業活動を設定しているか留意する。

（誤記）

事業者が適切に作業活動を設定しているか留意する。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化(表3 放射線被ばく管理の安全重要度評価

3．放射線被ばく管理

現の整合)記載の適正化(表3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価
従業員の被ばく管理等が不適切であったため、法令に定める線量限度を超過した場合は、安全重要度は最低でも「白」と評価される。

3.1 線量限度及び等価線量の超過
従業員の被ばく管理等が不適切であったため、法令に定める線量限度を超過した場合は、安全重要度は最低でも「白」と評価される。

3- 287 -

現の整合)

(1)「白」と判断(1)「白」と判断

記載の適正化（誤記）※皮膚被a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超えたが、その限度の２倍

a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度を超えたが、その限度の２倍以内である場合（管理区域以下である場合（管理区域内における高い放射線量又は汚染により特別措置が必要な区域（以内における高い放射線量又は汚染により追加防護が必要な区域（以下、「追加防護区域」といているため。

下、「高放射線汚染区域」という。）を除く。）

う。）を除く。）

記載の適正化ばくは b.で規定し（保安規定の表
b. 皮膚の被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度等価線量限度を超えたが、その５倍以下

b. 皮膚の被ばくに関しては、等価線量限度を超えたが、その５倍以内である場合

である場合

現との整合）
記載の適正化（区域表現の見直し）(2)「黄」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の２倍を超えたが、その限度(2)「黄」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度の２倍を超えたが、その限度の５倍以内である場合

記載の適正化（誤記）※皮膚被ばくは b.で規定しの５倍以下である場合ているため。

b. 高放射線汚染区域において、法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）
を超えたが、その限度の２倍以下である場合
c. 皮膚被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度等価線量限度の５倍を超える場合

b. 追加防護区域において、法令に定める線量限度又は等価線量限度を超えたが、その限度の２倍以内である場合c. 皮膚被ばくに関しては、等価線量限度の５倍を超える場合

記載の適正化
（保安規定の表
現との整合）
記載の適正化（区域表現の見(3)「赤」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の５倍を超える場合(3)「赤」と判断直し）

a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の５倍を超える場合

記載の適正化(表3.2 線量限度超過の可能性における評価

3.2 線量限度超過の可能性における安全重要度評価

現の整合)記載の適正化

従業員の被ばくについて、結果的に法令に定める線量限度及び等価線量限度を超えなくとも、超え従業員の被ばくについて、法令に定める線量限度及び等価線量限度を超える可能性があった場合る可能性があった場合は、安全重要度が高いと判断される場合がある。事業者が状況に応じて線量限は、安全重要度が高いと判断される場合がある。事業者が状況に応じて線量限度を超えないよう十分

度を超えないよう十分な管理を実施したかという問題であり、評価に当たっては以下について考慮すな管理を実施したかという問題であり、評価に当たっては以下について考慮する。

（主旨の明確化）
記載の適正化る。

（誤記）〇時 間：被ばく時間が相当程度長くなる可能性があったか〇時 間：被ばく時間が相当程度長くなった可能性があるか〇放射線源強度：放射線源がかなり強い可能性があったか〇放射線源強度：放射線源はかなり強かった可能性があるか〇距 離：従業員が、放射線源に近づく可能性があったか〇距 離：従業員が、放射線源に近づいた可能性があるか〇遮へい：意図しない遮へい（例えば、線源を遮っている機器類）が合理的に取り除かれる可能性〇遮へい：意図しない遮へいが合理的に取り除かれた可能性があるか

記載の適正化（NRC の例示を追
記）

があったか

4

- 288 -

実際の安全重要度評価においては、皮膚の等価線量限度を超過する可能性があった場合は「緑」と実際の安全重要度評価においては、皮膚の等価線量限度を超過する可能性があった場合は「緑」と判断する。その他の線量限度及び等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超過する可能性があった場判断する。その他の線量限度及び等価線量限度を超過する可能性があった場合は「白」、追加防護区（誤記）※皮膚被合は「白」、高放射線汚染区域における線量超過の可能性があった場合は「黄」と判断する。

域における線量超過の可能性があった場合は「黄」と判断する。

ばくは b.で規定し記載の適正化ているため。

記載の適正化
3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価（区域表現の見3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価

直し）
線量計の故障又は線量計の校正が不適切であった、線量の評価が適切にできなかった及び線量の記録が適切にできなかったなど、放射線監視及び従業員に対する放射線測定が適切に実施されず、事業

線量計の故障又は線量計の校正が不適切であった、線量の記録ができなかったなど、放射線監視及運用の明確化・個別の不備でび従業員に対する放射線測定が適切に実施されなかった場合は「白」と評価される。

はなく、事業者者の総合的な線量評価能力が不十分と判断される場合は「白」と評価される。

の総合的な線量評価能力を評価する項目である
ことを明記〇 改正履歴
改正

（新設）
改正日

改正の概要

改正に伴う修正※

備考

附属書の構成見直し

０

2020/04/01

施行

１

別紙 1

実用発電用原子炉施設１基当たりの集団線量の推移

＜BWR＞

最大値
最小値
平均値
中央値

別紙 1

（人・Sv/基）

1999
5.31
0.49
2.14
0.87

2000
4.64
0.30
1.96
0.95

2001
3.26
0.51
1.68
1.17

2002
4.12
0.18
2.10
1.56

2003
5.47
0.19
2.38
2.21

2004
8.65
0.04
1.58
1.14

2005
5.91
0.02
1.39
0.72

2006
4.53
0.00
1.33
1.32

実用発電用原子炉施設１基当たりの集団線量の推移

＜BWR＞

2007
4.59
0.06
1.47
1.09

2008
4.62
0.09
1.45
1.17

（人・Sv/基）

1999
5.31
0.49
2.14
0.87

最大値
最小値
平均値
中央値

5

- 289 -

2000
4.64
0.30
1.96
0.95

2001
3.26
0.51
1.68
1.17

2002
4.12
0.18
2.10
1.56

2003
5.47
0.19
2.38
2.21

2004
8.65
0.04
1.58
1.14

2005
5.91
0.02
1.39
0.72

2006
4.53
0.00
1.33
1.32

2007
4.59
0.06
1.47
1.09

2008
4.62
0.09
1.45
1.17

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて（平成２３年１月

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

＜PWR＞

最大値
最小値
平均値
中央値

（平成２３年１月（人・Sv/基）

1999
1.57
0.32
1.02
0.96

2000
1.42
0.51
1.03
1.21

2001
1.72
0.69
1.27
1.27

2002
1.27
0.30
1.00
1.02

2003
1.84
0.65
1.07
0.93

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて

2004
3.66
0.34
1.25
1.01

2005
1.59
0.22
0.97
0.91

2006
2.24
0.33
1.09
1.03

＜PWR＞

2007
2.80
0.63
1.35
0.82

2008
3.27
0.69
1.57
1.52

（人・Sv/基）

1999
1.57
0.32
1.02
0.96

最大値
最小値
平均値
中央値

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて（平成２３年１月

別紙２

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

2000
1.42
0.51
1.03
1.21

2001
1.72
0.69
1.27
1.27

2002
1.27
0.30
1.00
1.02

2003
1.84
0.65
1.07
0.93

2004
3.66
0.34
1.25
1.01

2005
1.59
0.22
0.97
0.91

2006
2.24
0.33
1.09
1.03

2007
2.80
0.63
1.35
0.82

2008
3.27
0.69
1.57
1.52

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて総合資源エネルギー調査会）を基に作成（平成２３年１月

安全重要度評価のフロー図

別紙２6- 290 -

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

安全重要度評価のフロー図

記載の適正化(区域の表現の見直し)7- 291 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書４
公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 292 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書４
公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書４
公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書４_r01)

(新設)

改

正

後

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目次

適用範囲 ............................................................................................... 3目

次

適用範囲 ............................................................................................... 3

記載の適正化（誤記）

1 放射性気体及び液体廃棄物の放出管理、放射線環境監視............... 3

1. 放射性気体及び放射性液体廃棄物の排出管理、放射線環境監視............... 3

記載の適正化（表1.1 目 的................................................................................................3

1.1 目 的................................................................................................3

現の見直し）

1.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................3

1.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................3
記載の適正化（誤2 放射性固体廃棄物の管理.......................................................................4

2. 放射性個体廃棄物の管理.......................................................................4記）

2.1 目 的.................................................................................................4

2.1 目 的.................................................................................................4

記載の適正化（誤2.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................5

2.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................5記）

3 運 搬..................................................................................................5

3. 運 搬..................................................................................................5

記載の適正化（誤3.1 目 的.................................................................................................5

3.1 目 的.................................................................................................5記）

3.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................6

3.2 安全重要度評価プロセス.......................................................................6

適用範囲

適用範囲

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、公本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、公衆被ばくに対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。

衆被ばくに対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。

1 放射性気体及び液体廃棄物の放出管理、放射線環境監視

1．放射性気体及び放射性液体廃棄物の排出管理、放射線環境監視

記載の適正化（表1.1 目的原子力施設においては、施設周辺の一般公衆の被ばく線量を法令で定める事業所等の境界又は周辺

現の見直し）

1.1 目的原子力施設においては、施設周辺の一般公衆の被ばく線量を法令で定める事業所等の境界又は周辺

記載の適正化

監視区域外の線量限度に対し、合理的に達成可能な限り低く（ALARA）維持するために、放射性気体及監視区域外の線量限度よりはるかに低く、更に合理的に達成可能な限り低く（ALARA）維持するために、 （ALARA の主旨をび液体廃棄物の放出管理が適切に行われている必要がある。

放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出管理が適切に行われている必要がある。

原子力規制検査においては、事業者が放射性液体廃棄物の放出管理及び機器の機能の維持、並びに放原子力規制検査においては、事業者が放射性液体廃棄物の放出管理及び機器の機能の維持、並びに放射性気体廃棄物の放出管理プロセスの維持を適切に実施されているかを確認する。その際、検査指摘事

射性気体廃棄物の放出管理プロセスの維持を適切に実施されているかを確認する。その際、検査指摘事

項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度の評価を行う。

項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度の評価を行う。

また、原子力規制検査においては、事業者が関連法令等を踏まえた的確な運用管理を放射線環境監視

また、原子力規制検査においては、事業者が関連法令等を踏まえた的確な運用管理を放射線環境監視計画(事業者が作成する周辺環境モニタリング計画)に定め、これが確実に実施されているかを確認す

計画(事業者が作成する周辺環境モニタリング計画)に定め、これが確実に実施されているかを確認する。その際、検査指摘事項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度評価を行う。

る。その際、検査指摘事項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度評価を行う。
2- 293 -

踏まえた見直し）
記載の適正化（表現統一）1.2 安全重要度評価プロセス

1.2 安全重要度評価プロセス(1)「緑」と判断される場合(1)「緑」と判断される場合

a. 放射性気体及び液体廃棄物の管理に関する法令、保安規定又は事業者が定める放出管理の手順等

a. 事業者の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の管理に関する、法令、保安規定又は事業者がの違反
b. 常用の放出経路とは別に、施設内又は施設外で放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいの兆定める放出管理の手順等の違反
b. 常用の放出経路とは別に、施設内又は施設外で放射性気体及び液体廃棄物の排出又は漏えいの兆候が確認されたが、事業者による事象や影響の特定が可能な場合候が確認されたが、事業者による事象や影響の特定が可能な場合

c. 放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる公衆の放射線量が、｢発電用軽水型原子炉施

c. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の排出又は漏えいによる公衆の放射線量が、｢発電用軽設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和 50 年 5 月 13 日原子力安全委員会決定）において定め

水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和 50 年 5 月 13 日原子力安全委員会決定）

る線量目標値（50 マイクロシーベルト／年）を目安に定めた 50 マイクロシーベルト以下の場合。

において定める線量目標値（50 マイクロシーベルト／年）より小さい場合。

d. 事業者の周辺環境モニタリング計画が、関係法令、技術仕様書及び関連マニュアルと整合していd. 事業者の周辺環境モニタリング計画が、関係法令、技術仕様書及び関連マニュアルと整合していない等により、周辺環境のモニタリングが的確に実施できていないと判断される場合

ない等により、周辺環境のモニタリングが的確に実施できていないと判断される場合

記載の適正化（誤記）※主語の誤り
記載の適正化（表現の見直し）
記載の適正化
・指針値は目安であり、年間の被ば
く量ではない旨を明記
記載の適正化（表(2)「白」と判断される場合(2)「白」と判断される場合

現の見直し）

a. 事業者が、放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいに気付かず、決められた手順・手法によa. 事業者が、放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の排出又は漏えいに気付かず、決められた手る公衆への被ばくや環境に対する影響を評価できない等の重大な不備がある場合。その例として順・手法による公衆への被ばくや環境に対する影響を評価できない等、これら排出管理に重大な・評価の不備であは、以下があるが、実際には、例の考え方に基づき、これらに限定せず、具体的な事実に基づき判不備がある場合。

り排出管理の不備

断すること。

記載の適正化でないことを明記。

＜重大な不備例＞＜重大な不備例＞

事業者が定める手順どおりに、放出管理を実施することに重大な欠陥があり、その結果、放出し事業者が定める手順どおりに、排出管理を実施することに重大な欠陥があり、その結果、排出し記載の適正化又は漏えいした放射性気体及び液体廃棄物の性質特定に大きな不備が見られる場合又はその正又は漏えいした放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の性質特定に大きな不備が見られる場

・不備例は例示で確性が著しく欠如している場合

合又はその正確性が著しく欠如している場合あり、これらに限（計画的、非計画的のいずれの場合であっても）放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいの（計画的、非計画的のいずれの場合であっても）放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の排出

定しないことを明評価に重大な誤りがあり、その結果、被ばくの程度が著しく低く見積もられている場合

又は漏えいの評価に重大な誤りがあり、その結果、被ばくの程度が著しく低く見積もられている記

場合
放出又は漏えいした放射性気体及び液体廃棄物の測定機器等に重大な欠陥があり、その結果、放排出又は漏えいした放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の測定機器等に重大な欠陥があ

記載の適正化（表

射性気体及び液体の放出の性質特定に大きな誤りが見られる場合又はその正確性が著しく欠如

り、その結果、放射性廃液排出の性質特定に大きな誤りが見られる場合又はその正確性が著しく

現の見直し）

している場合欠如している場合

放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいにより、公衆が被ばくした放射線量を評価するた

放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の排出又は漏えいにより、公衆が被ばくした放射線量

記載の適正化（表めのデータ（計測データ、サンプルデータ等）が全く存在しない場合の評価するためのデータ（計測データ、サンプルデータ等）が存在しない場合

現の見直し）

b. 放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる放射性物質の線量が、50 マイクロシーベルトb. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の排出又は漏えいによる放射性物質の線量が、｢発電用を超えるが、核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等

軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和 50 年 5 月 13 日原子力安全委員会決定）記）を定める告示（平成 27 年８月 31 日号外原子力規制委員会告示第８号）において、周辺監視区域外において定める線量目標値（50 マイクロシーベルト／年）を超えるが、１ミリシーベルト未満で記載の適正化の線量限度である１ミリシーベルト／年を目安に定めた１ミリシーベルト以下である場合。

ある場合。

・線量の判断基準

記載の適正化（誤の根拠を追記(3)「黄」と判断される場合
放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる放射性物質の線量が１ミリシーベルトを超え、(3)「黄」と判断される場合
放射性気体及び液体廃棄物の排出又は漏えいによる放射性物質の線量が１ミリシーベルトを超え、記載の適正化（誤記）

3- 294 -

｢発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する指針｣（平成２年８月 30 日原子力安全委員会決定）にお

５ミリシーベルト未満である場合。

いて事故時の放射線被ばくの判断基準値を目安に定めた５ミリシーベルト以下である場合。

記載の適正化・線量の判断基準の根拠を追記(4)「赤」と判断される場合
放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる放射性物質の線量が５ミリシーベルトを超える場合。

(4)「赤」と判断される場合
放射性気体及び液体廃棄物の排出又は漏えいによる放射性物質の線量が 5 ミリシーベルトを超える場合。

記載の適正化（誤記）

2 放射性固体廃棄物の管理
2.1 目的

2．放射性固体廃棄物の管理
2.1 目的記載の適正化（誤記）

原子力施設において発生する放射性固体廃棄物の管理においては、放射性固体廃棄物に起因した放原子力施設において発生する放射性固体廃棄物の管理においては、放射性固体廃棄物に起因した放射線による公衆に対する被ばく抑制のため、放射性固体廃棄物が定められた方法に従って処理され、発射線による公衆に対する被ばく抑制のため、放射性固体廃棄物が定められた方法に従って処理され、発電所構内に貯蔵し又は保管する際は法令等に基づいて適切な措置が講じられている必要がある。原子

電所構内に貯蔵し又は保管され、施設構内において運搬又は施設構外へ搬出する際は法令等に基づい力規制検査においては、これらの措置が適切に行われているかどうかを確認する。その際、検査指摘事て適切な措置が講じられている必要がある。原子力規制検査においては、これらの措置が適切に行われ記載の適正化(表項が確認された場合には、本附属書を用いて安全重要度評価を行う。

ているかどうかを確認する。その際、検査指摘事項が確認された場合には、本附属書を用いて安全重要

現の見直し)

度評価を行う。

2.2 安全重要度評価プロセス

2.2 安全重要度評価プロセス(1)「緑」と判断される場合(1)「緑」と判断される場合

放射性固体廃棄物の管理に関する、法令、保安規定又は事業者が定める放出管理の手順等に違反があり、当該放射線に係る公衆に対する実効線量が 50 マイクロシーベルト以下の場合。

事業者の放射性固体廃棄物の管理に関する、法令、保安規定又は事業者が定める放出管理の手順等

記載の適正化に違反があり、当該放射線に係る公衆に対する実効線量当量が 50 マイクロシーベルトより小さい場

・運搬について合。

は、本項に無く、3 項で記載がある(2)「白」と判断される場合
放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量が、50 マイクロシーベルトを超えるが、１ミリシーベルト以下である場合。

(2)「白」と判断される場合

ので削除

放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量当量が、｢発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣（昭和 50 年 5 月 13 日原子力安全委員会決定）において定める線量目

記載の適正化（誤標値（50 マイクロシーベルト／年）を超えるが、１ミリシーベルト未満である場合。

記）
記載の適正化(3)「黄」と判断される場合
放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量が、１ミリシーベルトを超え、５ミリシーベルト以下である場合。

(3)「黄」と判断される場合
放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量当量が、施設の周辺監視区域における線量限度の 1 ミリシーベルトを超え、5 ミリシーベルト未満である場合。

・数値の根拠は記載済みのため削除
記載の適正化（誤記）(4)「赤」と判断される場合
放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量が、５ミリシーベルトを超える場合。

(4)「赤」と判断される場合
放射性固体廃棄物による放射線に係る公衆に対する実効線量当量が、施設の周辺監視区域の原子力規制委員会が認めた場合における線量限度５ミリシーベルトを超える場合。

記載の適正化
・数値の根拠は記

3 運 搬
3.1 目 的原子力施設においては、核燃料物質等を施設構内において運搬又は施設構外へ搬出する際には、法令等に基づいて適切な措置が講じられることが求められている。

3．運 搬
3.1 目 的原子力施設においては、核燃料物質等を施設構内において運搬又は施設構外へ搬出する際には、法令等に基づいて適切な措置が講じられることが求められている。
4- 295 -

載済みのため削除
記載の適正化（誤記）

このため、原子力規制検査においては、事業者が実施するこれらの措置が、関係する法令に基づいて放このため、原子力規制検査においては、事業者が実施するこれらの措置が、関係する法令に基づいて放射線障害防止の措置が適切に講じられ管理された状態で行われているかを確認する。その際、検査指摘事

射線障害防止の措置が適切に講じられ管理された状態で行われているかを確認する。その際、検査指摘事

項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度評価を行う。

項が確認された場合には本附属書を用いて安全重要度評価を行う。

3.2 安全重要度評価プロセス

3.2 安全重要度評価プロセス(1)核燃料物質等の運搬に係る線量当量率及び表面密度限度の超過(1)核燃料物質等の運搬に係る線量当量率及び表面密度限度の超過

本項目は、事業者が核燃料物質等の容器への封入や施設外への運搬が適切に行われなかったため、

本項目は、事業者が核燃料物質等の容器への封入や施設外への運搬が適切に行われなかったため、線量当量率又は表面密度の規制値を超えた場合の検査指摘事項に適用される。これらの運搬に係る線量当量率又は表面密度の規制値を超えた場合の検査指摘事項に適用される。これらの運搬に係る放射線の線量当量率及び放射性物質の表面密度限度の規制値については、核燃料物質等の工場又は放射線の線量当量率及び放射性物質の表面密度限度の規制値については、核燃料物質等の工場又は事業所の外におえる運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示（平成 2 年科学技術庁告事業所の外におえる運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示（平成 2 年科学技術庁告示第 5 号）に規定されている。安全重要度の評価に当たっては、この規制値や公衆が輸送物に接近す

示第 5 号）に規定されている。安全重要度の評価に当たっては、この規制値や公衆が輸送物に接近する可能性があったかを考慮し、公衆に対する放射線被ばくのリスクの程度に応じて判断する。

る可能性があったかを考慮し、公衆に対する放射線被ばくのリスクの程度に応じて判断する。

a. 以下の場合は「緑」と評価され、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがほとんどないと判断される。

a. 以下の場合は「緑」と評価され、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがほとんどないと判断される。

線量当量率の規制値を超えたが、公衆が輸送物に接近する可能性がなかった場合で、規制値の 2

線量当量率の規制値を超えたが、公衆が輸送物に接近する可能性がなかった場合で、規制値の 2倍以内である場合倍以内である場合

表面密度限度の規制値を超えたが、規制値の 5 倍以内である場合

表面密度限度の規制値を超えたが、規制値の 5 倍以内である場合

b. 以下の場合は「白」と評価され、規制限度を超えていて、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがある程度存在すると判断される。

b. 以下の場合は「白」と評価され、規制限度を超えていて、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがある程度存在すると判断される。

線量当量率の規制値を超え、かつ公衆が輸送物に接近する可能性があった場合で、規制値の 5 倍

線量当量率の規制値を超え、かつ公衆が輸送物に接近する可能性があった場合で、規制値の 5 倍以内である場合以内である場合

公衆が輸送物に接近する可能性がなかったが、線量当量率の規制値の 2 倍を超えた場合で、規制

公衆が輸送物に接近する可能性がなかったが、線量当量率の規制値の 2 倍を超えた場合で、規制値の 5 倍以内である場合

値の 5 倍以内である場合

表面密度限度の規制値の 5 倍を超えたが、規制値の 50 倍以下であった場合

表面密度限度の規制値の 5 倍を超えたが、規制値の 50 倍以下であった場合

c. 以下の場合は「黄」と評価され、規制限度を大きく超えていて、公衆に対する放射線又は放射性物
質のリスクが高まっていると判断される。

c. 以下の場合は「黄」と評価され、規制限度を大きく超えていて、公衆に対する放射線又は放射性物
質のリスクが高まっていると判断される。

線量当量率の規制値の５倍を超えたが、規制値の 10 倍以下であった場合

線量当量率の規制値の５倍を超えたが、規制値の１０倍以下であった場合

表面密度限度の規制値の 50 倍を超えたが、規制値の 100 倍以下であった場合

表面密度限度の規制値の５０倍を超えたが、規制値の１００倍以下であった場合

記載の適正化（誤記）

d. 以下の場合は「赤」と評価され、規制限度を大きく超過していて、公衆に対する実際の危険が生じていると判断される。

d. 以下の場合は「赤」と評価され、規制限度を大きく超過していて、公衆に対する実際の危険が生じていると判断される。

線量当量率の規制値の 10 倍を超えた場合

線量当量率の規制値の 10 倍を超えた場合施設の敷地外の汚染を伴い、表面密度限度の規制値の 100 倍を超える場合施設の敷地外の汚染を伴い、表面密度限度の規制値の 100 倍を超える場合(2)運搬中における輸送物の破損
本項目は、事業者が核燃料物質等の容器への封入や施設外への運搬が適切に行われなかったため、輸(2)運搬中における輸送物の破損
本項目は、事業者が核燃料物質等の容器への封入や施設外への運搬が適切に行われなかったため、輸5- 296 -

送物の破損が生じた場合の検査指摘事項に適用される。

送物の破損が生じた場合の指摘事項に適用される。

記載の適正化(誤記)

a. 核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物の内容が喪失されなか

a. 核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物の内容が喪失されなかった場合には「緑」と評価され、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがほとんどないと判った場合には「緑」と評価され、公衆に対する放射線又は放射性物質のリスクがほとんどないと判

断される。

断される。

b. 核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失を伴い、

b. 核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失を伴い、公衆１人に対する実効線量が 0.25 ミリシーベルト以下又は従業員 1 人に対する実効線量が 50 ミ

公衆１人に対する実効線量が 0.25 ミリシーベルト以下又は従業員 1 人に対する実効線量が 50 ミ

リシーベルト以下の場合には「白」と評価され、公衆及び従業員に対し、ある程度の放射線リスク

リシーベルト以下の場合には「白」と評価され、公衆及び従業員に対し、ある程度の放射線リスクが存在すると判断される。

が存在すると判断される。

c. 以下の場合は「黄」と評価され、輸送容器からの放出した核燃料物質によって又はタイプＢの核燃

c. 以下の場合は「黄」と評価され、輸送容器からの放出した核燃料物質によって又はタイプＢの核燃料物質が放出される可能性があることにより、公衆及び従業員に対する放射線リスクが高まってい料物質が放出される可能性があることにより、公衆及び従業員に対する放射線リスクが高まっていると判断される。

ると判断される。

核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物からの内容の喪失

核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物からの内容の喪失を伴い、公衆１人に対する実効線量が 0.25 ミリシーベルトを超えるが 1 ミリシーベルト以下でを伴い、公衆１人に対する実効線量が 0.25 ミリシーベルトを超えるが 1 ミリシーベルト以下である場合、又は従業員 1 人に対する実効線量が 50 ミリシーベルトを超えるが 250 ミリシーベル

ある場合、又は従業員 1 人に対する実効線量が 50 ミリシーベルトを超えるが 250 ミリシーベル

ト以下である場合

ト以下である場合

核燃料物質がタイプＢの輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失がない場合

核燃料物質がタイプＢの輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失がない場合

d. 以下の場合は「赤」と評価され、輸送容器から放出した核燃料物質によって、公衆及び従業員に対d. 以下の場合は「赤」と評価され、輸送容器から放出した核燃料物質によって、公衆及び従業員に対して重大な放射線リスクがもたらされていると判断される。

して重大な放射線リスクがもたらされていると判断される。

核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物からの内容の喪失

核燃料物質がタイプＡ又はそれ以下の輸送物として分類されており、輸送物からの内容の喪失を伴い、公衆１人に対する実効線量が 1 ミリシーベルトを超える場合、又は放射線業務従事者を伴い、公衆１人に対する実効線量が 1 ミリシーベルトを超える場合、又は放射線業務従事者

１人に対する実効線量が 250 ミリシーベルトを超える場合１人に対する実効線量が 250 ミリシーベルトを超える場合

核燃料物質がタイプＢの輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失があった場合

核燃料物質がタイプＢの輸送物として分類されており、輸送物の内容の喪失があった場合(3)法令等の遵守違反(3)法令等の遵守違反

a. 設計承認、車両運搬確認、積載方法承認に係る事項

a. 設計承認、車両運搬確認、積載方法承認に係る事項＜設計文書の不備＞＜設計文書の不備＞

原子力規制委員会が承認した容器又は確認した輸送物の保守又は使用に関連し、法令で求められ原子力規制委員会が承認した容器又は確認した輸送物の保守又は使用に関連し、法令で求められている書類作成の不備がある場合、重要度を「緑」と評価する。本項において扱う不備は、法令上必ている書類作成の不備がある場合、重要度を「緑」と評価する。本項において扱う不備は、法令上必要な措置を行わなかったことではなく、出荷書類、積載に係るチェックリストの作成、記録等の書類

要な措置を行わなかったことではなく、出荷書類、積載に係るチェックリストの作成、記録等の書類に不備がある状態を指す。

に不備がある状態を指す。

＜輸送物及び容器の保守及び使用に係る不備＞＜輸送物及び容器の保守及び使用に係る不備＞

事業者が、当局から承認、確認を受けた状態又は方法により、輸送物及び容器の保守及び使用がで事業者が、当局から承認、確認を受けた状態又は方法により、輸送物及び容器の保守及び使用ができていなかったと判断される場合、重要度を「緑」と評価する。本項においては、例えば核燃料輸送

きていなかったと判断される場合、重要度を「緑」と評価する。本項においては、例えば核燃料輸送

物設計承認書又は輸送容器承認書における記載内容との相違がある場合（外形寸法の相違、輸送容器物設計承認書又は輸送容器承認書における記載内容との相違がある場合（外形寸法の相違、輸送容器の重量等が不正確である場合等）、車両運搬確認証及び積載方法承認証に記載された要件や内容等をの重量等が不正確である場合等）、車両運搬確認証及び積載方法承認証に記載された要件や内容等を満たしていない場合等が対象となる。従業員及び公衆の被ばく線量超過若しくは負傷又は輸送物若満たしていない場合等が対象となる。従業員及び公衆の被ばく線量超過若しくは負傷又は輸送物若6- 297 -

しくは容器の物理的な破損は本項の評価の対象とならない。

しくは容器の物理的な破損は本項の評価の対象とならない。

＜軽微な輸送物の欠陥＞＜軽微な輸送物の欠陥＞

本項では核燃料輸送物設計承認書及び輸送容器承認証に記載されている安全性に関連する項目に本項では核燃料輸送物設計承認書及び輸送容器承認証に記載されている安全性に関連する項目において、重要性は低いと考えられる仕様に関する不備は「緑」と評価される。例えば、輸送物の臨界

おいて、重要性は低いと考えられる仕様に関する不備は「緑」と評価される。例えば、輸送物の臨界評価に影響のないもの、容器の耐久性に関連しないもの等が本項の評価の対象となる。

評価に影響のないもの、容器の耐久性に関連しないもの等が本項の評価の対象となる。

＜重大な輸送物の欠陥＞＜重大な輸送物の欠陥＞

本項では、核燃料輸送物設計承認証及び輸送容器承認証に記載されている安全性に関連する項目

本項では、核燃料輸送物設計承認証及び輸送容器承認証に記載されている安全性に関連する項目

で、重要性が高いと考えられる項目の不備が対象となる。例えば、臨界の評価に影響があると考えらで、重要性が高いと考えられる項目の不備が対象となる。例えば、臨界の評価に影響があると考えられる項目（温度、圧力、配置、重さ、燃焼度、濃縮度、減速材、中性子吸収体等）の不備、容器等のれる項目（温度、圧力、配置、重さ、燃焼度、濃縮度、減速材、中性子吸収体等）の不備、容器等の主要構造物等の密閉システムの不備等が対象となる。

主要構造物等の密閉システムの不備等が対象となる。

この不備が１つの場合は安全重要度を「白」、２つ以上の場合は、安全重要度を「黄」と評価する。

b. 公安委員会への通知及び危険時の対応の不備

この不備が１つの場合は安全重要度を「白」、２つ以上の場合は、安全重要度を「黄」と評価する。

b. 公安委員会への通知及び危険時の対応の不備

本項では、施設の外に運搬される核燃料物質に関する連絡及び緊急時対応の要件に関連する検査

本項では、施設の外に運搬される核燃料物質に関する連絡及び緊急時対応の要件に関連する検査

指摘事項について評価する。核燃料物質等の運搬の届出等に関する内閣府令（昭和 53 年総理府令第指摘事項について評価する。核燃料物質等の運搬の届出等に関する内閣府令（昭和 53 年総理府令第48 号）に基づき当該の運搬物の経路を管轄する都道府県公安委員会に届出をしないで運搬を行った48 号）に基づき当該の運搬物の経路を管轄する都道府県公安委員会に届出をしないで運搬を行った場合、及び核燃料物質等の事業所外運搬に係る危険時における措置に関する規則（昭和 53 年運輸省

場合、及び核燃料物質等の事業所外運搬に係る危険時における措置に関する規則（昭和 53 年運輸省

令第 68 号）に基づく危険時の措置を取らなかった場合は、安全重要度を「白」と評価する。

令第 68 号）に基づく危険時の措置を取らなかった場合は、安全重要度を「白」と評価する。

〇 改正履歴

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改正に伴う修正※

施行

附属書の構成見直し

１

7- 298 -

別紙１

放射性気体及び液体廃棄物の放出管理及び固体廃棄物管理

別紙１に関する重要度評価のフロー図

放射性気体及び液体廃棄物の排出管理及び固体廃棄物管理に関する重要度評価のフロー図

記載の適正化（表現の見直し）
記載の適正化（表現の見直し）

記載の適正化（表現の見直し）

8- 299 -

別紙２

運搬時の線量限度等の超過に関する重要度評価のフロー図

別紙２

運搬時の線量限度等の超過に関する指摘

線量当量率の超過

運搬時の線量限度等の超過に関する重要度評価のフロー図

運搬時の線量限度等の超過に関する指摘

No

YES

表面密度限度の超過

線量当量率の
超過

YES

YES

No

表面密度限度の超過

YESNo
公衆接近の可能性があったが

No
制限値の
２倍超過

YES

No
制限値の
５倍超過

No

YES

制限値の
50倍超過

No

制限値の
10倍超過

No

非制限区域の汚染を伴う制限値100倍超過

YES

赤

No

制限値の
５倍超過

白

緑

赤

No

No

制限値の
10倍超過

制限値の
50倍超過

No

白

赤

緑

9

- 300 -

No

YES
No

非制限区域の汚染を伴う制限値100倍超過

YES

黄

No

YES

YES

YES

黄

制限値の
５倍超過

YES

YES

YES

No
制限値の
２倍超過

YES

YES

制限値の
５倍超過

公衆接近の可能性があったが

No

No

YES

黄

白

緑

赤

黄

白

緑

別紙３

運搬中の輸送容器の破損に関する指摘の重要度評価のフロー図

輸送容器の破損に関する指摘

B型輸送物に関するものか

別紙３

運搬中の輸送容器の破損に関する指摘の重要度評価のフロー図

輸送容器の破損に
関する指摘

No

YES

B型輸送物に関す
るものか
輸送物の喪失
があったか

No

No

YES

輸送物の喪失があったか

YES

輸送物の喪失があったかNo

公衆実効線量＞0.25ｍSv
又は従業員実効線量＞50ｍSv

YES

No
輸送物の喪失
があったか

YES

YES

No

公衆実効線量＞0.25ｍSv
又は従業員実効線量＞50ｍSv

No

YES

YES
公衆実効線量＞1ｍSv
又は従業員実効線量＞250ｍSv

公衆実効線量＞1ｍSv
又は従業員実効線量＞250ｍSv

No

YES

赤

No

黄

赤

No

YES

黄

白

緑

赤

10

- 301 -

黄

赤

黄

白

緑

別紙４

運搬に係る法令等の遵守違反に関する重要度評価のフロー図

法令等の遵守違反に関する指摘か別紙４

No

法令等の遵守違反に関する指摘かYES

公安委員会への通知及び危険時の対応の不備

設計文書の欠陥

No

No

YES

No

YES
YES

輸送物、容器の保守及び使用に係る欠陥

YES

軽微な輸送物
の欠陥

YES
YES

YES

No
No

重要度の高い輸送物の欠陥（２つ以上）

YES

黄

No

No

No
重要度の高い輸送物の欠陥（２つ以上）

公安委員会への通知及び危険時の対応の不備

設計文書の欠陥No
軽微な輸送物
の欠陥

No

YES
YES

輸送物、容器の保守及び使用に係る欠陥運搬に係る法令等の遵守違反に関する重要度評価のフロー図

No

YES

白

緑

白

黄

緑

11

- 302 -

白

緑

白

緑

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書５
火災防護に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 303 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書５

附属書５

火災防護に関する重要度評価ガイド

火災防護に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書５_r01)

(新設)

改正理由

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目

次

目

次

1. 適用範囲 ................................................................. 3

1. 適用範囲 ................................................................. 3

2. 安全重要度評価の手順...................................................... 3

2. 安全重要度評価の手順...................................................... 3

3. 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 1）............................... 3

3. 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 1）............................... 3

3.1 概 要 ................................................................... 3

3.1 概 要 ................................................................... 3

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング ............................................... 5

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング ............................................... 54. 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 2） .............................. 12

4. 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 2） .............................. 124.1 概 要 ................................................................... 124.1 概 要 ................................................................... 12

4.2 定量評価の位置付け ....................................................... 12

4.2 定量評価の位置付け ....................................................... 12

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価） ............................. 12

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価） ............................. 12

添付 1：火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート .......................... 22

添付 1：火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート .......................... 22

添付 2：劣化評価指針 .......................................................... 28

添付 2：劣化評価指針 .......................................................... 28

1．適用範囲1．適用範囲

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、火災防護における深層防護に係る事業者のパフォーマンス劣化に関する安全重要度の評価に適用する。火
災防護における深層防護とは、具体的に以下の要素である。

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、火災防護における深層防護に係る事業者のパフォーマンス劣化に関する安全重要度の評価に適用する。火
災防護における深層防護とは、具体的に以下の要素である。

火災の発生を防止すること
火災を早期に感知して速やかに消火すること
火災が速やかに鎮火しない場合、安全停止するための原子炉の機能を防護すること

2．安全重要度評価の手順
火災防護に関する安全重要度評価は、フェーズ 1 とフェーズ 2 からなる。

火災の発生を防止すること
火災を早期に感知して速やかに消火すること
消火活動により速やかに鎮火しない事態においても、原子炉の高温停止及び低温停止の機能が確保されるように、当該安全機能を有する構築物、系統及び機器を防護すること

記載の適正化（趣旨の明確化）

2．安全重要度評価の手順
火災防護に関する安全重要度評価は、フェーズ 1 とフェーズ 2 からなる。

フェーズ 1 では、検査指摘事項の初期の特徴付けを行うため定性的な評価を実施し、非常に低い安全重要度（緑）に相当する可能性がある火災に係る検査指摘事項を選別する。フェーズ 1 のスクリーニング結果
が「緑」と判断されない場合、評価プロセスはフェーズ 2 へと続く。

フェーズ 1 では、検査指摘事項の初期の特徴付けを行うため定性的な評価を実施し、非常に低い安全重要度（緑）に相当する可能性がある火災指摘事項を選別する。フェーズ 1 のスクリーニング結果が「緑」と判断されない場合、評価プロセスはフェーズ 2 へと続く。

フェーズ 2 では、火災確率論的リスク評価（PRA）が活用できるまでの間、内部事象レベル１PRA の情報を用いた定量的な手法に基づき安全重要度評価を行う。

フェーズ 2 では、典型的な火災確率論的リスク評価（PRA）を簡易化した定量的な手法に基づき安全重要度評価を行う。

2- 304 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（趣旨の明確化）

3．火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 1）

3．火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 1）

3.1 概 要3.1 概 要フェーズ 1 では、原子力検査官が非常に低い安全重要度（緑）の検査指摘事項を特定するためにスクリ

フェーズ 1 では、原子力検査官が非常に低い安全重要度（緑）の検査指摘事項を特定するためにスクリーニングを行う。検査指摘事項のスクリーニングにより、「緑」であると判定した場合には、フェーズ 2ーニングを行う。検査指摘事項のスクリーニングにより、「緑」であると判定した場合には、フェーズ 2の評価を行わない。フェーズ 1 のスクリーニングにより「緑」と評価できない場合にはフェーズ 2 へ進の評価を行わない。フェーズ 1 のスクリーニングにより「緑」と評価できない場合にはフェーズ 2 へ進

み、さらに安全重要度の評価を行う。

み、さらに安全重要度の評価を行う。

図１に示すように、フェーズ 1 は４段階で構成される。検査指摘事項は、まず、特徴付けされ（ステッ図１に示すように、フェーズ 1 は４段階で構成される。検査指摘事項は、まず、特徴付けされ（ステップ 1.1）、劣化が見つかった火災防護プログラムの要素に基づき区分化される（ステップ 1.2）
。次に、当

プ 1.1）、劣化が見つかった火災防護プログラムの要素に基づき区分化される（ステップ 1.2）
。次に、当該検査指摘事項について劣化評価が低いものであるか否かが判定評価され、劣化評価の低い検査指摘事

該検査指摘事項について劣化評価が低いものであるか否かが判定評価され、劣化評価の低い検査指摘事

項は緑に選別される（ステップ 1.3）
。検査指摘事項の劣化評価が低くない場合は、次のステップ（ステ項は緑に選別される（ステップ 1.3）。検査指摘事項の劣化評価が低くない場合は、次のステップ（ステップ 1.4）において、ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項の区分に基づき一連の定性的質問を用いてップ 1.4）において、ステップ 1.2 で指定された指摘事項区分に基づき一連の定性的質問を用いて当該検当該検査指摘事項のスクリーニングを行う。

査指摘事項のスクリーニングを行う。

ステップ 1.1

ステップ 1.2

指摘事項の文書化

ステップ 1.1

指摘事項の区分に分類

ステップ 1.3

ステップ 1.2

YES

ステップ 1.4

YES

軽度の劣化か？

以下８区分の定性的な質問
1.4.1 火災予防と運営管理
1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.3 消火用水供給
1.4.4 火災の影響軽減
1.4.5 手動消火
1.4.6 局部ケーブル又は機器の防護
1.4.7 火災後の安全停止
1.4.8 中央制御室火災

YES

定性的な質問で緑と判断できるか？

フェーズ２へ

指摘事項の区分に分類

ステップ 1.3

軽度の劣化か？

以下８区分の定性的な質問
1.4.1 火災予防と運営管理
1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.3 消火用水供給
1.4.4 火災の影響軽減
1.4.5 手動消火
1.4.6 局部ケーブル又は機器の防護
1.4.7 火災後の安全停止
1.4.8 中央制御室火災

指摘事項の文書化

緑ステップ 1.4
定性的な質問で緑と判断できるか？

フェーズ２へ3- 305 -

YES

緑

記載の適正化（誤記）

図１．フェーズ１のフローチャート

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング

図１．フェーズ１のフローチャート

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング
記載の適正化（誤火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ 1 では、非常に低い安全重要度「緑」の検査指摘事項を選

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ 1 では、非常に低い安全重要度「緑」の指摘事項を選別す別する。この定性的スクリーニング方法は、検査指摘事項で事業者のパフォーマンス劣化が明記され、る。この定性的スクリーニング方法は、検査指摘事項で事業者のパフォーマンス上の欠陥が明記され、「検「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により軽微を超えると判断されたときに開始され査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により軽微より大きいと判断されたときに開始される。 記載の適正化（誤記）る。
火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ 1 のスクリーニングに関しては、添付１のワークシート

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ 1 のスクリーニングに関しては、添付１のワークシート

を参照すること。

を参照すること。

ステップ 1.1：検査指摘事項の概要を記載

ステップ 1.1：検査指摘事項の概要を記載

検査指摘事項の概要を添付 1 ワークシートに記載する。

検査指摘事項の概要を添付 1 ワークシートに記載する。

ステップ 1.2：検査指摘事項の区分を指定

ステップ 1.2：検査指摘事項の区分を指定

以下の表に定める指針を用い、検査指摘事項を最も適した指摘事項区分に分類する。検査指摘事項は 1
つの区分にのみ分類することができる。分類した検査指摘事項の区分を添付 1 に記録する。

以下の表に定める指針を用い、検査指摘事項を最も適した指摘事項区分に分類する。検査指摘事項は 1
つの区分にのみ分類することができる。分類した指摘事項区分を添付 1 に記録する。

表１．火災指摘事項の区分
指摘事項の区分表１．火災指摘事項の区分

各区分において適用される要素

指摘事項の区分

各区分において適用される要素

1.4.1 火災予防と運施設の可燃性材料を管理するプログラム

1.4.1 火災予防と運施設の可燃性材料を管理するプログラム

営管理

作業許可に関するプログラム等、その他運営に関するプログラム

営管理

作業許可に関するプログラム等、その他運営に関するプログラム

1.4.2

自動火災報知高温作業時における火災監視

高温作業時における火災監視

定期的な火災監視

定期的な火災監視防火訓練等の訓練プログラム

防火訓練等の訓練プログラム

自動火災検出システム

1.4.2

火災消火システム（自動又は固定）設備及び固定消火設

火災消火システム（自動又は固定）

備

自動火災防護システムの停止や代替措置として取り付けられた火
災報知器

備

自動火災防護システムの停止や代替措置として取り付けられた火
災報知器

1.4.3 消火用水供給

消火ポンプ

1.4.3 消火用水供給

消火ポンプ

設備及び固定消火設記）

自動火災報知自動火災検出システム

構内の配管

構内の配管

水源

水源

4

- 306 -

記載の適正化（誤記）

1.4.4

火災の影響軽減1.4.5 手動消火

火災区域と他の火災区域を隔離する火災障壁

1.4.4

貫通部シール

減

火災の影響軽貫通部シールウォーターカーテン

ウォーターカーテン

火災又は煙ダンパー

火災又は煙ダンパー

防火扉

防火扉

空間的な隔離等

空間的な隔離等

消防ホース又は消化器

1.4.5 手動消火

火災事前計画1.4.6

局所的なケー

ブル又は機器の防護

火災後の安全停止

消防ホース又は消化器
火災事前計画ケーブル、トレイ又は機器の火災・熱防護用の物理障壁

1.4.6

局部ケーブル

ケーブルの防火シート等

又は機器の防護機器・ケーブル防護用の放射熱遮蔽1.4.7

火災区域と他の火災区域を隔離する火災障壁

ケーブル、トレイ又は機器の火災・熱防護用の物理障壁

記載の適正化（誤ケーブルの防火シート等記）

機器・ケーブル防護用の放射熱遮蔽

火災後の安全停止に必要とされるシステム及び機能

1.4.7

火災後の施設応答手順

停止

火災後の安全火災後の安全停止に必要とされるシステム及び機能
火災後の施設応答手順

火災後の運転員の操作

火災後の運転員の操作回路故障モードと影響（誤作動など）

回路故障モードの影響（誤作動など）

記載の適正化（誤記）

1.4.8

中央制御室火中央制御室内の火災で、居住性、機器、運転に影響

1.4.8

中央制御室火災

災ステップ 1.3：低劣化

ステップ 1.3：低劣化

添付 2 の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付 1 にその判断に至った根中央制御室内の火災で、居住性、機器、運転に影響

添付 2 の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付 1 にその判断に至った根拠を説明する。

拠を説明する。

1.3.1-A 質問：添付 2 の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

1.3.1-A 質問：添付 2 の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

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
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、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
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、 記載の適正化（誤非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下、8 つの検査指摘事項区分それぞれにスクリーニン

非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下、8 つの指摘事項区分それぞれにスクリーニング質

グ質問が設定する。

問が設定する。

火災の発火予防

火災の発火予防

1.4.1. 火災予防と運営管理

1.4.1. 火災予防と運営管理発生した火災の迅速な検知及び消火

発生した火災の迅速な検知及び消火

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.3. 消火用水供給

1.4.3. 消火用水供給
5- 307 -記）

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.5. 手動消火

1.4.5. 手動消火

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.6. 局部ケーブル又は機器の防護

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.8. 中央制御室火災

1.4.8. 中央制御室火災

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事

指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて指摘事項を評価する。質問が当該指摘事項に対応しな項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問

い場合には、その質問を飛ばし、当該指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問が最後の質問であが最後の質問である場合には、フェーズ 2 に進む。添付 1 の○にチェックを入れることで各質問に回答する場合には、フェーズ 2 に進む。添付 1 の○にチェックを入れることで各質問に回答する。添付 1 に選択しる。添付 1 に選択した回答の論理的根拠を説明する。

た回答の論理的根拠を説明する。

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理
1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の可能性を高め、火災感知を遅らせ得るもの、又は認められた安全停

記）

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理
1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災、火災感知の遅延又は信用のある安全停止機能に悪影響を及ぼすなど、 記載の適正化（趣止の手段に悪影響を及ぼすようなこれまでに評価されていたよりもさらに重大な火災に至り

これまでに評価されていたよりもさらに重大な結果をもたらす確率を高めるものか。

旨の明確化）

うるものか。
○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った 1 つの区域に悪影響を及ぼすか。

1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った区域に悪影響を及ぼすか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護する

ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護するためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

ためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

ステップ 1.4.3：消火用水供給
1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設

ステップ 1.4.3：消火用水供給
1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化によ

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化により、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）をり、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）を維持し続けることができるか。

維持し続けることができるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。
6- 308 -

記載の適正化（誤記）

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設置されているか。

置されているか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が 1 つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が 1 つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

があるか。

があるか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルな

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルなど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近いど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近い位置にあるか。

位置にあるか。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、高温作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、高温作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない

ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
7- 309 -

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。
記載の適正化（誤ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護
1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適ステップ 1.4.6：局部ケーブル又は機器の防護
1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい

るか。

るか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止
1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなステップ 1.4.7：火災後の安全停止
1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなる照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

る照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定される

1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定されるか。

か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災

ステップ 1.4.8：中央制御室火災

注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された 2 機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された 2 機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗

等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない 2 機以上の機器の不具合に関わる場合、これ1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない 2 機以上の機器の不具合に関わる場合、これらの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

らの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。
8- 310 -記）

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は 1 時間

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は 1 時間

以下か。

以下か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

4．火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 2）
4.1 概 要安全重要度評価において、火災 PRA が活用できるまでの間、火災の影響評価を事業者が作成した内部

4．火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ 2）
4.1 概 要安全重要度評価において、火災 PRA が活用できるまでの間、火災の影響評価を事業者が作成した内部事

事象レベル１PRA の情報を用いて、定量的に評価する。

象レベル１PRA の情報を用いて、定量的に評価する。

4.2 定量評価の位置付け

4.2 定量評価の位置付け

火災及び火災防護設備を評価対象とする。つまり、火災により起因事象が発生し、又は発生する可能

火災及び火災防護設備を評価対象とする。つまり、火災により起因事象が発生し、又は発生する可能性が高くなった事象、及び火災の拡大防止の機能が劣化した事象を対象とする。

性が高くなった事象、及び火災の拡大防止の機能が劣化した事象を対象とする。

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価）

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価）(1) 火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フロー
フェーズ２評価における火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フローを図２に示す。本全体概(1) 火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フロー
フェーズ２評価における火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フローを図２に示す。本全体概

念フローに示すように、まず個別事象の分類を行い、事象ごとに評価を実施する。

念フローに示すように、まず個別事象の分類を行い、事象ごとに評価を実施する。

(2)火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー(2)火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を現場で発見した場合、以下のフローで火災の影

火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を現場で発見した場合、以下のフローで火災の影響を評価する。図３に火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

響を評価する。図３に火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

を示す。

を示す。

(3)複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価
複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フローを図４に示す。

(4)詳細評価
簡易評価において基準との比較により白以上と判断された事象、又は詳細な火災伝播解析が必要な事象については、詳細評価を実施する。詳細評価の評価フローを図５に示す。

(5)簡易火災影響評価ツールによる火災影響評価
米国 NRC（アメリカ合衆国原子力規制委員会）で開発された簡易火災影響評価ツール(FDTS(Fire(3)複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価
複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フローを図４に示す。

(4)詳細評価
簡易評価において基準との比較により白以上と判断された事象、又は詳細な火災伝播解析が必要な事象については、詳細評価を実施する。詳細評価の評価フローを図５に示す。

(5)簡易火災影響評価ツールによる火災影響評価
米国 NRC（アメリカ合衆国原子力規制委員会）で開発された簡易火災影響評価ツール(FDTS(Fire9- 311 -

Dynamics Tools))を用いた火災影響を実施する。以下の FDTs の入力データ例を図６に、計算結果例

Dynamics Tools))を用いた火災影響を実施する。以下の FDTs の入力データ例を図６に、計算結果例

を図７に示す。

を図７に示す。

(6)詳細火災伝播解析コードによる火災影響評価(6)詳細火災伝播解析コードによる火災影響評価

米国 NIST（アメリカ国立標準技術研究所）で開発された詳細火災伝播解析コード(FDS) を用い

米国 NIST（アメリカ国立標準技術研究所）で開発された詳細火災伝播解析コード(FDS) を用いた火災伝播解析を実施する。以下の FDS の解析結果モデル図を図８に、解析結果例を図９に示す。

た火災伝播解析を実施する。以下の FDS の解析結果モデル図を図８に、解析結果例を図９に示す。

ただし、本詳細解析モデルの作成には、詳細な設計条件が必要となる。

ただし、本詳細解析モデルの作成には、詳細な設計条件が必要となる。

〇 改正履歴

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

施行

１

10

- 312 -

フェーズ 1 評価から（火災に関する事象）

原因
個別事象はどれに分類可能か(*1)

フェーズ 1 評価から（火災に関する事象）

検知、影響軽減

原因
個別事象はどれに分類可能か(*1)

痕跡
火災発生の可能性が大きい原因を発見

火災の痕跡を発見

痕跡
火災検知及び火災の影

火災発生の可能性が大きい原因を発見

響軽減設備の評価フロ(*2)
痕跡から火災範囲を仮定

火災の発生と範囲を仮定

火災原因、痕跡は他の区画まで及んだか？

及ぶ

(*2)

ーへ（項目(2))

火災の痕跡を発見

痕跡から火災範囲を仮定

火災の発生と範囲を仮定

複数区画での評価へ

火災原因、痕跡は他の区画まで及んだか？

（項目(3))

及ぶ

複数区画での評価へ（項目(3))

起きない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト

起きないスクリーンアウト

起きる(*1) 個別事象が複数の場合、起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

簡易火災影響評価へ

ーへ（項目(2))

同一区画内で火災範囲内の全ての機器が機能喪失として評価

起きる

白以上

(*2)

及ばない

同一区画内で火災範囲内の全ての機器が機能喪失として評価

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

火災検知及び火災の影
響軽減設備の評価フロ

(*2)

及ばない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

検知、影響軽減

最も影響が大きい事象を
評価する。

緑

(*1) 個別事象が複数の場合、起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）(*2) 工事計画認可資料に記載されている図面情報又は現場確認により火災範囲

白以上を設定する。

簡易火災影響評価へ（次項へ)

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー (1/2)

最も影響が大きい事象を
評価する。

緑

(*2) 工事計画認可資料に記載されている図面情報又は現場確認により火災範囲を設定する。

（次項へ)

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー (1/2)

11- 313 -

簡易火災影響評価から

簡易火災影響評価から（前項から)（前項から)

区画情報から、簡易火災影響評価解析に必要な解析条件の設定

区画情報から、簡易火災影響評価解析(*3) 事業者から、火災が発生し(*3)に必要な解析条件の設定(*3) 事業者から、火災が発生し(*3)

た区画の火災に関する詳細なた区画の火災に関する詳細な情報（区画内の火災源、機器
S

情報（区画内の火災源、機器S

簡易火災影響評価ツール（FDT ）によ

配置、燃焼物等）の提供が必

簡易火災影響評価ツール（FDT ）によ

配置、燃焼物等）の提供が必る火災影響評価 （項目(5)参照）

要。

る火災影響評価 （項目(5)参照）

要。

火災により機能喪失する機器の選定喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

火災により機能喪失する機器の選定

起きない喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト

起きる

起きない
スクリーンアウト

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

緑

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー (2/2)

緑

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー (2/2)

12- 314 -

火災検知及び火災の影響軽減設備の評価フロー
から（項目(1)から)火災の影響軽減設備に影響を与える機器の劣化を発見

火災検知に影響を与える設備の劣化を発見

火災検知機能（煙検知、熱検
知、カメラ等）のうち、検知可能な設備が残っているか

火災検知及び火災の影響軽減設備の評価フロー
から（項目(1)から)残っている

スクリーンアウト
火災影響軽減機能（消化設
備、延焼対策設備、防火壁、扉等）が喪失するか？

ない検知機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

火災の影響軽減設備に影響を与える機器の劣化を発見

火災検知に影響を与える設備の劣化を発見

火災検知機能（煙検知、熱検
知、カメラ等）のうち、検知可能な設備が残っているか

喪失しない

喪失

残っている

火災影響軽減機能（消化設
備、延焼対策設備、防火壁、扉等）が喪失するか？

ない検知機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

影響軽減機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

起きない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起
きるか？

起きる

起きない

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

喪失しない

喪失

影響軽減機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト緑

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図３ 火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー緑図３ 火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー13- 315 -

複数の区画まで火災が影響を及ぼす場合

複数の区画まで火災が影響を及ぼす場合

複数区画内で火災範囲内の機器が機能喪失として評価

複数区画内で火災範囲内の機器が機能喪失として評価喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起
きるか？

起きない
スクリーンアウト

起きる

起きない
スクリーンアウト

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

緑基準との比較
（△CDF 及び CCDP）
白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図４ 複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フロー

緑基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

図４ 複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フロー14- 316 -

詳細評価が必要な事象

区画情報から、詳細な火災影響評価解
析に必要な解析条件の設定(*4)

詳細火災伝播解析コード（FDS）による火災影響評価（項目(6)参照）

詳細評価が必要な事象(*4) 事業者から、火災が発生し区画情報から、詳細な火災影響評価解た区画の火災に関する詳細な析に必要な解析条件の設定

情報（区画内の火災源、機器(*4)

詳細火災伝播解析コード（FDS）によ

配置、燃焼物、換気条件、ケる火災影響評価（項目(6)参照）

ーブル配置情報等）の提供が必要。

情報（区画内の火災源、機器
配置、燃焼物、換気条件、ケ必要。
火災により機能喪失する機器の選定

各機器の火災発生頻度の設定

各機器の火災発生頻度の設定

起因事象、継続時間及び緩和系の火災発生頻度を設定

起因事象、継続時間及び緩和系の火災発生頻度を設定

して、内的レベル１の詳細 PRA モデルを用いて評価

して、内的レベル１の詳細 PRA モデルを用いて評価（△CDF 及び CCDP）

た区画の火災に関する詳細な

ーブル配置情報等）の提供が火災により機能喪失する機器の選定

基準との比較

(*4) 事業者から、火災が発生し定性的な観点を含基準との比較

めて総合的に考慮（△CDF 及び CCDP）

事象の色付け事象の色付け図５ 詳細評価の評価フロー

図５ 詳細評価の評価フロー15- 317 -

定性的な観点を含めて総合的に考慮

図６ 簡易火災影響評価ツール(FDTS)の入力データ例

図６ 簡易火災影響評価ツール(FDTS)の入力データ例

16- 318 -

図７ 簡易火災影響評価ツール(FDTS)の解析例

図７ 簡易火災影響評価ツール(FDTS)の解析例

17- 319 -

図８ 詳細火災伝播解析コード(FDS)の解析モデル例

図８ 詳細火災伝播解析コード(FDS)の解析モデル例

図９ 詳細火災伝播解析コード(FDS)の解析結果例

図９ 詳細火災伝播解析コード(FDS)の解析結果例18- 320 -

添付１ 火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート

添付１ステップ 1：火災防護 SDP フェーズ 1 ワークシート
ステップ 1.1－検査指摘事項の概要を記載

ステップ 1.2－検査指摘事項区分の指定

火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート

ステップ 1：火災防護 SDP フェーズ 1 ワークシート
ステップ 1.1－検査指摘事項の概要を記載※最も適した一つの区分に分類

ステップ 1.2－検査指摘事項区分の指定※最も適した一つの区分に分類

本文の表１を参考に、火災検査の指摘事項区分を特定する。

本文の表１を参考に、火災検査の指摘事項区分を特定する。

ステップ 1.3：低劣化

ステップ 1.3：低劣化

添付 2 の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付 1 にその判断に至った根

添付 2 の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付 1 にその判断に至った根拠を説明する。

拠を説明する。

1.3.1-A 質問：添付 2 の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

1.3.1-A 質問：添付 2 の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

劣化評価の根拠○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

○No－ステップ 1.4 へ続く。
劣化評価の根拠19- 321 -

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

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

ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下、8 つの指摘事項区分それぞれにスクリーニング質

非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下、8 つの指摘事項区分それぞれにスクリーニング質問が設定する。

問が設定する。

火災の発火予防

火災の発火予防

1.4.1. 火災予防と運営管理

1.4.1. 火災予防と運営管理発生した火災の迅速な検知及び消火

発生した火災の迅速な検知及び消火

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.3. 消火用水供給

1.4.3. 消火用水供給

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.5. 手動消火

1.4.5. 手動消火

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.6. 局部ケーブル又は機器の防護

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.8. 中央制御室火災

1.4.8. 中央制御室火災

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事

指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて指摘事項を評価する。質問が当該指摘事項に対応しな項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問

い場合には、その質問を飛ばし、当該指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問が最後の質問であが最後の質問である場合には、フェーズ 2 に進む。添付 1 の○にチェックを入れることで各質問に回答する場合には、フェーズ 2 に進む。添付 1 の○にチェックを入れることで各質問に回答する。添付 1 に選択しる。添付 1 に選択した回答の論理的根拠を説明する。

た回答の論理的根拠を説明する。

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理
1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の可能性を高め、火災感知を遅らせ得るもの、又は認められた安全停

記）

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理
1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災、火災感知の遅延又は信用のある安全停止機能に悪影響を及ぼすなど、 記載の適正化（趣止の手段に悪影響を及ぼすようなこれまでに評価されていたよりもさらに重大な火災に至り

これまでに評価されていたよりもさらに重大な結果をもたらす確率を高めるものか。

うるものか。

旨の明確化）○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った区域に悪影響を及ぼすか。
1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った 1 つの区域に悪影響を及ぼすか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。
ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備

ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護する
1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護するためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

ためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。
○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
ステップ 1.4.3：消火用水供給

ステップ 1.4.3：消火用水供給
20- 322 -

記載の適正化（誤記）

1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設

1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化によ

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化により、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）をり、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）を維持し続けることができるか。

維持し続けることができるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設置されているか。

置されているか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が 1 つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が 1 つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

があるか。

があるか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルな

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルなど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近いど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近い位置にあるか。

位置にあるか。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、高温作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、高温作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。
21- 323 -

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない

ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護

ステップ 1.4.6：局部ケーブル又は機器の防護記載の適正化（誤記）

1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい

るか。

るか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止
1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなステップ 1.4.7：火災後の安全停止
1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなる照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

る照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定される

1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定されるか。

か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○Yes－フェーズ 2 へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災
注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災
注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。
22- 324 -

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された 2 機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された 2 機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗

等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない 2 機以上の機器の不具合に関わる場合、これ1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない 2 機以上の機器の不具合に関わる場合、これらの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

らの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は 1 時間

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は 1 時間

以下か。

以下か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ 2 へ。

○No－フェーズ 2 へ。

添付２

劣化評価指針添付２

劣化評価指針本指針は、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評価の高低を判断するためのものである。ステッ

本指針は、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評価の高低を判断するためのものである。ステップ

プ 1.3 で定める検査指摘事項区分のほとんどに適用される。本指針は、可能性のある全ての種類の劣化を1.3 で定める指摘事項区分のほとんどに適用される。本指針は、可能性のある全ての種類の劣化を完全にリ

完全にリスト化したものではない。そのため、原子力検査官は、以下の指針に従って低劣化として区分されスト化したものではない。そのため、原子力検査官は、以下の指針に従って低劣化として区分される検査指る検査指摘事項であったとしても、指針で想定される以上に問題があると考えられる場合には、高劣化と摘事項であったとしても、指針で想定される以上に問題があると考えられる場合には、高劣化とするかを検するかを検討するものとする。

討するものとする。

１．火災予防と運営管理

１．火災予防と運営管理

本項では、プラントの火災予防及びその他の運用管理（火気作業許可、仮置き可燃物管理プログラム、火災監視など）に対する検査指摘事項の劣化評価を判断するための指針を定めている。

火気作業の許可又は火災監視規定に対する検査指摘事項

火気作業の許可又は火災監視規定に対する指摘事項

うな検査指摘事項に対して付与される。以下が低劣化の例である：•

消火器や他の要求される設備を適切に配備していなくても、適切な可搬式消火器が近くにある場合。例えば以下の場合であって、可搬式消火器が利用可能である場合も含まれる：記）

本項では、プラントの火災予防及びその他の運用管理（火気作業許可、仮置き可燃物管理プログラム、火災監視など）に対する検査指摘事項の劣化評価を判断するための指針を定めている。

低劣化は、火災が発生する可能性に何ら重大な影響のない、又は発生した火災が直ちに消火されるよ記載の適正化（誤低劣化は、火災が発生する可能性に何ら重大な影響のない、又は発生した火災が直ちに消火されるような検査指摘事項に対して付与される。以下が低劣化の例である：•

消火器や他の要求される設備を適切に配備していなくても、適切な可搬式消火器が近くにある場合。例えば以下の場合であって、可搬式消火器が利用可能である場合も含まれる：監視の際に、火気作業許可によって要求される消火器を持っていない

監視の際に、火気作業許可によって要求される消火器を持っていない

充填されていない、又は不適切に充填された消火器だけを配備している

充填されていない、又は不適切に充填された消火器だけを配備している

23- 325 -

記載の適正化（誤記）

•

関係する火災危険又は現場の条件に対応しない消火器だけを配備している（電気火災に対し関係する火災危険又は現場の条件に対応しない消火器だけを配備している（電気火災に対して電気火災に対応していない消火器を使用するなど）て電気火災に対応していない消火器を使用するなど）•

火気作業許可が不適切であるが、通常要求される火災防護対策が全て整備されている（適切な設備、訓練された火災監視員など）。

•

火気作業許可が不適切であるが、通常要求される火災防護対策が全て整備されている（適切な設備、訓練された火災監視員など）。

•

火気作業記録保持に関する違反
高劣化は、火災監視による早期の消火ができない場合である。以下が高劣化の例である：

火気作業記録保持に関する違反
高劣化は、火災監視による早期の消火ができない場合である。以下が高劣化の例である：•

火気作業から発生する火災に対して全ての区域における火災監視が実施できていない•

火気作業から発生する火災に対して全ての区域における火災監視が実施できていない•

現場での火災監視実施の不備•

現場での火災監視実施の不備•

消火器やその他の要求される設備を不適切に配備した火災監視。不適切な配備には以下を含む：•

消火器やその他の要求される設備を不適切に配備した火災監視。不適切な配備には以下を含む：••

監視の際、火気作業で要求される消火器を持っていない

監視の際、火気作業で要求される消火器を持っていない

充填されていない又は不適切に充填された消火器

充填されていない又は不適切に充填された消火器

関係する火災危険又は現場の条件に対応しない可搬式消火器（電気火災に対して電気火災に関係する火災危険又は現場の条件に対応しない可搬式消火器（電気火災に対して電気火災に対応していない消火器を使用するなど）。

対応していない消火器を使用するなど）。
•

高温作業時に、以下の安全条件１のいずれかを維持できていない火災監視：

高温作業時に、以下の安全条件１のいずれかを維持できていない火災監視：

現場に可燃物がない、又は移動できない可燃物は引火しないように遮蔽されている現場に可燃物がない、又は移動できない可燃物は引火しないように遮蔽されている使用される消火設備が、十分使用できる状態で良好な整備状態である使用される消火設備が、十分使用できる状態で良好な整備状態である

紙の切れ端、木の削り屑、布繊維などの可燃材が床に落ちている場合、床半径 10ｍ内をきれ

紙の切れ端、木の削り屑、布繊維などの可燃材が床に落ちている場合、床半径 10ｍ内をきれ

いに掃除されている

いに掃除されている

可燃性の床の半径 10ｍ内を、水で濡らし、又は湿った砂若しくは耐火性シートで覆われてい可燃性の床の半径 10ｍ内を、水で濡らし、又は湿った砂若しくは耐火性シートで覆われている

る•

火気作業完了後、観察が要求される全ての地点で火災監視を少なくとも 30 分以上、維持しない

火気作業完了後、観察が要求される全ての地点で火災監視を少なくとも 30 分以上、維持しない────────────────────────────１１

安全条件は、NFPA 51B「溶接、切断及び他の高温作業時の火災予防標準」1999 年版のサブセクション 33.2 にある条件リストから取得。

安全条件は、NFPA 51B「溶接、切断及び他の高温作業時の火災予防標準」1999 年版のサブセクション 33.2 にある条件リストから取得。

24- 326 -

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項：

可燃物管理プログラムに対する指摘事項：

火災頻度に影響を及ぼす可能性があるのは、仮置き可燃物、特に既存の熱源又は電気エネルギー源から火災頻度に影響を及ぼす可能性があるのは、仮置き可燃物、特に既存の熱源又は電気エネルギー源からのの発火につながるおそれのある可燃物の管理に係る検査指摘事項である。火災頻度の観点から重大とされ発火につながるおそれのある可燃物の管理に係る検査指摘事項である。火災頻度の観点から重大とされる

る仮置き可燃物は、引火点の低い液体（危険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）と自己発火可燃物

仮置き可燃物は、引火点の低い液体（危険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）と自己発火可燃物（油（油のついた布等）である。可燃物に加え、喫煙や許可されていないヒーター又は熱源の存在も区画室の火のついた布等）である。可燃物に加え、喫煙や許可されていないヒーター又は熱源の存在も区画室の火災頻

災頻度に悪影響を与えるおそれがある。

度に悪影響を与えるおそれがある。

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項の劣化評価は、低劣化又は高劣化で示される。低劣化及び高劣化の例は、以下のとおりである：

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項の劣化評価は、低劣化又は高劣化で示される。低劣化及び高劣化の例は、以下のとおりである：

低劣化：

低劣化：

○ 施設の規定で許容された量を超えるが、承認された容器に入れられた低引火点の可燃性液体。

○ 施設の規定で許容された量を超えるが、承認された容器に入れられた低引火点の可燃性液体。

高劣化：

高劣化：

○ 施設の可燃物管理で許容される量を超え、放置され、承認された容器に入っていない低引火点（危○ 施設の可燃物管理で許容される量を超え、放置され、承認された容器に入っていない低引火点（危

険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）の相当量の可燃性液体

険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）の相当量の可燃性液体○ 承認された容器に入っていない油のついた布などの自己発火可燃物○ 承認された容器に入っていない油のついた布などの自己発火可燃物○ 禁煙場所で最近喫煙のあった痕跡○ 禁煙場所で最近喫煙のあった痕跡○ 区域内の承認されていないヒーター又は熱源○ 区域内の承認されていないヒーター又は熱源

２．自動火災報知設備及び固定消火設備

２．自動火災報知設備及び固定消火設備

火災感知器：

火災感知器：

低劣化：

低劣化：○ 煙又は熱感知器の 10%未満が劣化しており（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）、○ 煙又は熱感知器の 10%未満が劣化しており（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）、

機能している感知器が問題の可燃物のそばにある。
（非閉じ込め可燃物火災又は引火性液体火災の機能している感知器が問題の可燃物のそばにある。
（非閉じ込め可燃物火災又は引火性液体火災の可能性がある区域には適用しない）

可能性がある区域には適用しない）○ 常に要員が配備された区域で、25%未満の感知器（熱又は煙）が劣化した（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）○ 常に要員が配備された区域で、25%未満の感知器（熱又は煙）が劣化した（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）

高劣化：

高劣化：

○ 電源オフ○ 電源オフ○ システムと互換性のない感知器○ システムと互換性のない感知器○ 自動火災報知設備の受信盤及び地区音響設備が動作しない、聞き取れない又は機能しない○ 自動火災報知設備の受信盤及び地区音響設備が動作しない、聞き取れない又は機能しない○ 煙又は熱感知器の 10%以上が劣化しており、機能している感知器が問題の可燃物のそばにある○ 煙又は熱感知器の 10%以上が劣化しており、機能している感知器が問題の可燃物のそばにある
25- 327 -

記載の適正化（誤記）

○ 常に要員が配備された区画で、感知器の 25%以上が劣化している○ 常に要員が配備された区画で、感知器の 25%以上が劣化している

水系消火設備：

水系消火設備：

低劣化：

低劣化：

○ スプリンクラーヘッドの 10%未満が塞がっているか、機能していない○ スプリンクラーヘッドの 10%未満が塞がっているか、機能していない○ 問題の可燃物の 3ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許容間隔）内に機能して○ 問題の可燃物の 3ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許容間隔）内に機能しているスプリンクラーヘッドがある

いるスプリンクラーヘッドがある

高劣化：

高劣化：

○ 機能しない系統○ 機能しない系統○ スプリンクラーヘッドの 10%以上が塞がっているか、又は機能していない○ スプリンクラーヘッドの 10%以上が塞がっているか、又は機能していない○ 最も近くの水頭が、問題の可燃物から 3ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許○ 最も近くの水頭が、問題の可燃物から 3ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許容間隔）より遠くにある

容間隔）より遠くにある

ガス系消火設備：

ガス系消火設備：

注：劣化の種類によっては、低劣化と判断される可能性がある検査指摘事項であっても、より問題がある可

注：劣化の種類によっては、低劣化と判断される可能性がある検査指摘事項であっても、より問題がある可能性があるため、高劣化事項として検討するものとする。例えば、制御室につながる貫通孔があるシステ

能性があるため、高劣化事項として検討するものとする。例えば、制御室につながる貫通孔があるシステ

ムは消火に有効であるが、同時に制御室からの退去や制御室運転員の SCBA（自給式呼吸器）着用につな

ムは消火に有効であるが、同時に制御室からの退去や制御室運転員の SCBA（自給式呼吸器）着用につながる可能性があるため、高劣化として検討するものとする。

がる可能性があるため、高劣化として検討するものとする。

低劣化：

低劣化：

○ 単一の直径 3 ㎝の貫通未シールの面積を持つ壁又は床にある穴（制御室や遠隔停止区域につなが○ 単一の直径 3 ㎝の貫通未シールの面積を持つ壁又は床にある穴（制御室や遠隔停止区域につなが

らない）

らない）

○ 645 ㎠までの天井の穴（制御室や遠隔停止区域につながらない）○ 645 ㎠までの天井の穴（制御室や遠隔停止区域につながらない）○ 設計基準の 60 秒を超えるシステム動作の遅延○ 設計基準の 60 秒を超えるシステム動作の遅延○ 放射時間が許容値を 25%超えている○ 放射時間が許容値を 25%超えている○ 試験データの欠如○ 試験データの欠如○ 試験データが、15 分間の消火ガスの濃度を示している（許可基準では、20 分を要求される場合）○ 試験データが、15 分間の消火ガスの濃度を示している（許可基準では、20 分を要求される場合）○ 消火薬剤量が、必要数には達していないが、消火ガスの濃度が消炎濃度以上のもの○ 消火薬剤量が、必要数には達していないが、消火ガスの濃度が消炎濃度以上のもの

高劣化：

高劣化：

○ 電源オフ○ 電源オフ26- 328 -

○ 消火薬剤量が、必要数には達しておらず、消火ガスの濃度が消炎濃度以下のもの（設計濃度を達成するが、消火ガスの閉じ込め機能を維持できない）○ 噴射ヘッドが完全に塞がれていてガスを放出できない（噴射ヘッドの周りが何かで留められてい○ 消火薬剤量が、必要数には達しておらず、消火ガスの濃度が消炎濃度以下のもの（設計濃度を達成するが、消火ガスの閉じ込め機能を維持できない）○ 噴射ヘッドが完全に塞がれていてガスを放出できない（噴射ヘッドの周りが何かで留められている、又は噴射ヘッドが何かで覆われているなど）る、又は噴射ヘッドが何かで覆われているなど）○ 低劣化区分に指定される以上の壁、床又は天井の穴○ 低劣化区分に指定される以上の壁、床又は天井の穴

３．火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護
火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護に係る検査指摘事項を評価する方法（ステップ 1.3

３．火災の閉じ込めと局部ケーブル又は機器の防護

火災の閉じ込めと局部ケーブル又は機器の防護に係る検査指摘事項を評価する方法（ステップ 1.3 参照） 記）

参照）は類似している。この 2 つの区分は、受動的な火災防護に起こる検査指摘事項に対応している。低劣

は類似している。この 2 つの区分は、受動的な火災防護に起こる検査指摘事項に対応している。低劣化又は化又は高劣化の判断は、考慮している火災バリアの種類によって異なる。以下に、確認された劣化が、それ高劣化の判断は、考慮している火災バリアの種類によって異なる。以下に、確認された劣化が、それぞれのぞれの火災バリアの劣化評価とどのような関係があるかについて、例を記載している。評価者は、検討中の火災バリアの劣化評価とどのような関係があるかについて、例を記載している。評価者は、検討中のバリア

バリアに最も合致した火災バリアを選定し、評価を実施しなければならない。

に最も合致した火災バリアを選定し、評価を実施しなければならない。

低密度／高密度エラストマー（シリコンフォームなど）（貫通部シール材）：

低密度／高密度エラストマー（シリコンフォームなど）（貫通部シール材）
：

低劣化

低劣化

○ 要求されるシール厚みの 10%未満の紛失○ 要求されるシール厚みの 10%未満の紛失○ バリア又は機器に予防保全が実施されていない○ バリア又は機器に予防保全が実施されていない○ シール深さの 50%未満である 3ｍｍ未満のシール材料の貫通亀裂○ シール深さの 50%未満である 3ｍｍ未満のシール材料の貫通亀裂

高劣化

高劣化

○ 要求されるシール厚みの 10%以上の紛失○ 要求されるシール厚みの 10%以上の紛失○ 試験又は評価がされていないシール構成で、フォームの 28ｃｍ未満○ 試験又は評価がされていないシール構成で、フォームの 28ｃｍ未満○ シール材中の 9ｍｍより大きな亀裂が、反対面まで広がっている○ シール材中の 9ｍｍより大きな亀裂が、反対面まで広がっている

難燃性及び非難燃性板又はブランケット（ミネラルウール又はセラミック繊維など）：記載の適正化（誤難燃性及び非難燃性板又はブランケット（ミネラルウール又はセラミック繊維など）
：

低劣化

低劣化

○ バリア材厚さの 10%未満の喪失、又はもともと施工されていない○ バリア材厚さの 10%未満の喪失、又はもともと施工されていない○ 直径 12ｍｍ以下の貫通亀裂○ 直径 12ｍｍ以下の貫通亀裂○ 材料の圧縮○ 材料の圧縮

高劣化

高劣化○ バリア材の設計厚さの 10%以上を紛失、又はもともと施工されていない場所が 38 ㎠を超える○ バリア材の設計厚さの 10%以上を紛失、又はもともと施工されていない場所が 38 ㎠を超える○ 直径 12ｍｍより大きい貫通亀裂○ 直径 12ｍｍより大きい貫通亀裂
27- 329 -

○ 15 ㎝未満のラップに入る大型金属製断面サポート又は大型断面ケーブル○ 15 ㎝未満のラップに入る大型金属製断面サポート又は大型断面ケーブル○ 試験又は評価がされていないバリア構成○ 試験又は評価がされていないバリア構成

単独／ブート型シール：

単独／ブート型シール：

低劣化

低劣化

○ 酷い裂け目、緩んだバンド又はバンドの解放○ 酷い裂け目、緩んだバンド又はバンドの解放○ 両側のブート紛失○ 両側のブート紛失

高劣化

高劣化

○ 支持の紛失○ 支持の紛失○ 7 ㎝未満のシール○ 7 ㎝未満のシール○ セラミック繊維なし○ セラミック繊維なし

コンクリート及びセメント性漆喰又は貫通シール材：

コンクリート及びセメント性漆喰又は貫通シール材：

低劣化

低劣化

○ 要求バリア厚さの 50%以下である 3ｍｍ未満のバリア上の貫通亀裂○ 要求バリア厚さの 50%以下である 3ｍｍ未満のバリア上の貫通亀裂○ 深さ 1.5ｍｍのバリアギャップ又は亀裂○ 深さ 1.5ｍｍのバリアギャップ又は亀裂

高劣化

高劣化

○ 要求されるコンクリート厚さの 30%超が紛失○ 要求されるコンクリート厚さの 30%超が紛失○ 熱吸収の上昇につながる表面の大部分の変形（表面の 50％超）○ 熱吸収の上昇につながる表面の大部分の変形（表面の 50％超）○ 構造健全性を損なうと判断される亀裂○ 構造健全性を損なうと判断される亀裂○ 厚さ 11 ㎝未満○ 厚さ 11 ㎝未満

扉：

扉：
低劣化

低劣化

○ 製造者推奨仕様の 25%又は最大 9ｍｍのギャップを超えない扉のギャップ○ 製造者推奨仕様の 25%又は最大 9ｍｍのギャップを超えない扉のギャップ○ 扉の片面にある複数の穴で開口部が 3ｍｍ未満のもの○ 扉の片面にある複数の穴で開口部が 3ｍｍ未満のもの

高劣化

高劣化

○ 扉表面にある開口部が 25ｍｍを超える複数の孔○ 扉表面にある開口部が 25ｍｍを超える複数の孔28- 330 -

○ 扉が勝手に開く又はラッチが壊れている○ 扉が勝手に開く又はラッチが壊れている○ 扉の閉まりを確保する防火扉の閉鎖機構が故障している○ 扉の閉まりを確保する防火扉の閉鎖機構が故障している

ダンパー：

ダンパー：

低劣化

低劣化

○ 事業者の保全が適切に実施されていないダンパー○ 事業者の保全が適切に実施されていないダンパー○ 完全に閉まるダンパー○ 完全に閉まるダンパー

高劣化

高劣化

○ ヒュージブルリンクの温度が過剰に高い、又はヒュージブルリンクが正しく設置されていない○ ヒュージブルリンクの温度が過剰に高い、又はヒュージブルリンクが正しく設置されていない○ 電熱リンク（ETL）の温度が過剰に高い、又は ETL が正しく設置されていない○ 電熱リンク（ETL）の温度が過剰に高い、又は ETL が正しく設置されていない○ ダンパーが完全に閉まらない○ ダンパーが完全に閉まらない○ 鋼製ダクトでの火災バリアにダンパーがない○ 鋼製ダクトでの火災バリアにダンパーがない○ ダンパーが予測される換気に対し閉まる規格でない○ ダンパーが予測される換気に対し閉まる規格でない○ 壊れたラッチ（閉鎖にラッチが必要な箇所）○ 壊れたラッチ（閉鎖にラッチが必要な箇所）○ ダンパーが取り付けられていない○ ダンパーが取り付けられていない

未シール電線管：

未シール電線管：

低劣化

低劣化○ バリアの両側 1ｍ以上の不燃材で覆われて 25ｍｍ未満の未シールの電線管○ バリアの両側 1ｍ以上の不燃材で覆われて 25ｍｍ未満の未シールの電線管

高劣化

高劣化

○ バリアの両側の長さに関係なく 25ｍｍを超える未シールの電線管○ バリアの両側の長さに関係なく 25ｍｍを超える未シールの電線管

ウォーターカーテン：

ウォーターカーテン：

低劣化

低劣化

○ ヘッドの 10%未満が塞がれ又は詰まったが、隣接するヘッドはどれも詰まっていない○ ヘッドの 10%未満が塞がれ又は詰まったが、隣接するヘッドはどれも詰まっていない

高劣化

高劣化

○ 10%超のヘッドが塞がれ若しくは詰まった、又は隣接する 2 つのヘッドが塞がれ又は詰まった○ 10%超のヘッドが塞がれ若しくは詰まった、又は隣接する 2 つのヘッドが塞がれ又は詰まった○ システムが機能しない○ システムが機能しない
29- 331 -

放射エネルギー遮蔽：

放射エネルギー遮蔽：

注：放射エネルギー遮蔽が、“評価された”バリア（Darmatt、Interram）の場合、上記から適切なバリアの

注：放射エネルギー遮蔽が、“評価された”バリア（Darmatt、Interram）の場合、上記から適切なバリアの種類を使用する。

種類を使用する。

低劣化：

低劣化：

○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を完全に塞ぎ、非可燃物○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を完全に塞ぎ、非可燃物

である

である

高劣化：

高劣化：

○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を部分的にしか塞いでい○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を部分的にしか塞いでいない○ 可燃性である
４．火災後安全停止
火災後安全停止（SSD）に係る検査指摘事項は、手動操作、関連回路の解析、要求回路の解析、誤作動、ない○ 可燃性である
４．火災後安全停止
火災後安全停止（SSD）に係る指摘事項は、手動操作、関連回路の解析、要求回路の解析、誤作動、交互

交互停止、火災対応手順、火災後安全停止解析などの火災後の SSD の運用面における劣化に関連している。 停止、火災対応手順、火災後安全停止解析などの火災後の SSD の運用面における劣化に関連している。
火災後 SSD 検査指摘事項区分は、受動的火災バリア、火災感知器及び消火器などの指定安全停止パスの火災後 SSD 指摘事項区分は、受動的火災バリア、火災感知器及び消火器などの指定安全停止パスの物理的物理的防護に対する検査指摘事項に対応するものではない。物理的防護機能に対する検査指摘事項は、別防護に対する指摘事項に対応するものではない。物理的防護機能に対する指摘事項は、別の指摘事項区分での検査指摘事項区分で扱われる。

扱われる。

認可取得者の火災後 SSD プログラムに対する低劣化及び高劣化の例を以下に示す：

認可取得者の火災後 SSD プログラムに対する低劣化及び高劣化の例を以下に示す：

低劣化：

低劣化：

○ 運転員の経験・熟練度で補完できる軽微な手順上の不備○ 運転員の経験・熟練度で補完できる軽微な手順上の不備

高劣化：

高劣化：

○ 火災 SSD 手順との間の手順上の不一致○ 火災 SSD 手順との間の手順上の不一致○ 手順で定められたとおりに整備又は設置がされていない設備又は工具○ 手順で定められたとおりに整備又は設置がされていない設備又は工具○ 運転員の火災 SSD 手順訓練が不完全○ 運転員の火災 SSD 手順訓練が不完全○ 利用可能な要員だけで、規定されたマニュアル措置を実施する可能性が明確でない○ 利用可能な要員だけで、規定されたマニュアル措置を実施する可能性が明確でない○ 火災後 SSD 解析が不完全○ 火災後 SSD 解析が不完全○ SSD 手順で措置が求められる現場が環境上困難な区域にある（低温・高温、高湿度など）○ SSD 手順で措置が求められる現場が環境上困難な区域にある（低温・高温、高湿度など）○ 運転員が入手できる又は火災 SSD 若しくは EOP 手順で扱われる情報から、プラント状態を評価で○ 運転員が入手できる又は火災 SSD 若しくは EOP 手順で扱われる情報から、プラント状態を評価できない、又は容易に解釈できない

きない、又は容易に解釈できない30- 332 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

○ プラント設計又は機器設計が、運転員の SSD 操作パフォーマンスに深刻な影響を与える○ プラント設計又は機器設計が、運転員の SSD 操作パフォーマンスに深刻な影響を与える○ 代替停止手順の欠如○ 代替停止手順の欠如

31- 333 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書６
停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 334 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

改正理由

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書６

附属書６

停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

記載の適正化（誤(新設)記）
改正に伴う修正※(GI0007_附属書６_r01)

附属書の構成見直し

目

次

目

次

1 適用範囲 ..................................................................................... 3

1. 適用範囲 ..................................................................................... 3

記載の適正化（誤2 背 景........................................................................................... 3

2. 背 景........................................................................................... 3記）

3 用語の定義................................................................................... 3

3. 用語の定義................................................................................... 3

4 指 針.......................................................................................... 7

4. 指 針.......................................................................................... 7

添付 1：初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング） ......... 10

添付 1：初期スクリーニング及び指摘事項の特性化（スクリーニング） ......... 10

記載の適正化（誤添付 2：詳細リスク評価 ...................................................................... 24

添付 2：詳細リスク評価 ...................................................................... 24記）

1 適用範囲1．適用範囲記載の適正化（誤本附属書は、プラント停止時の安全重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のガイド

本附属書は、プラント停止時の安全重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のガイド

ラインについて定めたものである。安全重要度決定プロセスのスクリーニングは、本附属書の添付 1 としてラインについて定めたものである。安全重要度決定プロセスのスクリーニングは、本附属書の添付 1 として記）規定されるとおり、停止操作に特化したスクリーニング基準（「緑」を特定する質問）によって構成される。 規定されるとおり、停止操作に特化したスクリーニング基準（「緑」を特定する質問）によって構成される。
加圧水型原子炉(PWR)及び沸騰水型原子炉(BWR)の双方について、原子力検査官がプラント停止状態に係る加圧水型原子炉(PWR)及び沸騰水型原子炉(BWR)の双方について、原子力検査官がプラント停止状態に係る検査指摘事項を確認した場合、原子力検査官は本スクリーニングのガイドラインを使用することになる。

指摘事項を確認した場合、原子力検査官は本スクリーニングのガイドラインを使用することになる。

添付 1 には、重要度決定プロセスの詳細リスク評価により、さらに評価が必要と判断される場合も列挙し

添付 1 には、重要度決定プロセスの詳細リスク評価により、さらに評価が必要と判断される場合も列挙している。詳細リスク評価のガイドを、添付 2 に示す。また、プラント停止時の重要度決定プロセスのスクリている。詳細リスク評価のガイドを、添付 2 に示す。また、プラント停止時の重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のフローを図 1 に示す。

ーニング及び詳細リスク評価のフローを図 1 に示す。

2 背 景

2．背 景

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

PWR 及び BWR におけるプラント停止中及び停止時の操作においては、出力運転中とは異なったプラントのPWR 及び BWR における停止操作においては、発電所運転中には起こらないことがある特異な脆弱性が発生

記載の適正化（誤状態や脆弱性が発生する。停止したプラントは、一定の主要安全機能が適切に維持され管理される限り安全する。停止した発電所は、一定の主要安全機能が適切に維持され管理される限り安全な状態にある。それら記（背景の明確な状態にある。それらの機能を以下に示す。

の機能を以下に示す；

化））

崩壊熱除去

崩壊熱除去

保有水管理

保有水管理

電力供給力

電力供給力

反応度制御

反応度制御

格納容器密閉能力

格納容器密閉能力
2- 335 -

通常の定期検査のためのプラント停止中に事業者が実施する業務の範囲は広くかつ多様である。燃料交

通常の核燃料交換停止時の電力供給停止中に事業者が実施する業務の範囲は広くかつ多様である。核燃

換の他に、予防及び是正目的のメンテナンス、改造、サーベイランス試験、ISI、及びこれらの作業の管理

料交換の他に、予防及び是正目的のメンテナンス、改造、サーベイランス試験、ISI、及びこれらの作業の記）

業務などにより、プラント停止の計画が作成され、プラント状態の変化が管理される。これらの業務は、リ管理業務などが、電力供給停止の計画及び管理を非常に困難なものにしている。これらの業務は、リスク管記載の適正化（趣スク管理及び主要安全機能維持の目的を持って調整することが必要不可欠である。加えて、計画外停止及び理及び主要安全機能維持の目的を持って調整することが必要不可欠である。加えて、計画外停止及び強制停旨の明確化）

強制停止に関する業務は燃料交換時の業務範囲よりはるかに小さいものの、これらの停止を安全に行うた止に関する業務は燃料交換時の業務範囲よりはるかに小さいものの、これらの停止を安全に行うために停めに停止状態中の脆弱性について燃料交換時と同様の注意が必要である。本重要度決定プロセスは、上記の止状態中の脆弱性について燃料交換時と同様の注意が必要である。本重要度決定プロセスは、上記のようなような特徴を考慮に入れたうえで、停止状態中における検査指摘事項の安全上の重要度の決定を支援する

特徴を考慮に入れたうえで、停止状態中における指摘事項の安全上の重要度の決定を支援するために策定

記載の適正化（誤ために策定されたものである。

されたものである。

記）

3 用語の定義

3．用語の定義記載の適正化（誤別段の定めがない限り、以下の定義は PWR 及び BWR の両方に適用される。
利用可能：以下の場合、設備は利用可能とみなす。

別段の定めがない限り、以下の定義は PWR 及び BWR の両方に適用される。

(1)設備がその機能を遂行するのに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

(2)意図された機能を満たすよう設備を使用するための手順書又は指示書がある。

(2)意図された機能を満たすよう設備を使用するための手順書、指示書又は規則書(standing orders)がある。

のに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。
(4)運転員が所定の状況でその設備を使用する訓練を受けている。
キャビティ冠水：原子炉ヘッド部が取り外され、冷却水位が取替燃料の置かれている床の高さまで上昇している原子炉冷却系統の状態。
炉心損傷：炉心損傷は被覆管の最高温度が 1,200℃を超える場合に相当する。

(4)運転員が所定の状況でその設備を使用する訓練を受けている。
キャビティ冠水：原子炉ヘッド部が取り外され、冷却水位が取替燃料の置かれている床の高さまで上昇している原子炉冷却系統の状態。
炉心損傷：炉心損傷は被覆管の最高温度が華氏 1,300 度を超える場合に相当する。華氏 1,340 度を超える

重力給水(Gravity Feed)：重力給水とは、動力装置（例：ポンプ)を使わずに貯蔵源（例：濃縮貯蔵タンク

又は燃料交換貯蔵タンク)から原子炉冷却水系統に水を加える工程である。この場合、冷却水供給源は原又は燃料交換貯蔵タンク)から原子炉冷却水系統に水を加える工程である。この場合、冷却水供給源は原子炉より高い位置になければならず、原子炉は大気圧状態にあるか大気圧に達することができなければ子炉より高い位置になければならず、原子炉は大気圧状態にあるか大気圧に達することができなければならない。重力給水は、原子炉冷却水系統の沸騰が始まった後に重力給水が利用可能であることが期待さならない。重力給水は、原子炉冷却水系統の沸騰が始まった後に重力給水が利用可能であることが期待される場合に有効と評価される。重力給水の信用性を評価するに当たり、RWST 又は他の原子炉冷却水系統れる場合に有効と評価される。重力給水の信用性を評価するに当たり、RWST 又は他の原子炉冷却水系統

在庫貯蔵源により施される位置水頭が起こらないようにする以下の要因を考慮する必要がある。

在庫貯蔵源により施される位置水頭が起こらないようにする以下の要因を考慮する必要がある。

(1) サージ管の圧力が落ちる。

(1) サージ管の圧力が落ちる。

(2) 加圧装置に取り込まれた水の蓄積。

(2) 加圧装置に取り込まれた水の蓄積。

(3) (緩んだ部品の管理又はガス排出抑制)制限された原子炉冷却水系統の排出経路。ただし、PWR の(3) (緩んだ部品の管理又はガス排出抑制)制限された原子炉冷却水系統の排出経路。ただし、PWR のの流水エリア最頂部より低い場合は必ず生ずる。ただし、PWR のみ。

記）のに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

重力給水(Gravity Feed)：重力給水とは、動力装置（例：ポンプ)を使わずに貯蔵源（例：濃縮貯蔵タンク

ミッドループ運転：ミッドループ状態は、原子炉冷却水系統の水位が原子炉容器との接合点でのホットレグ

記載の適正化（誤(3)全ての必要な支持系統（交流(AC)電力、冷却水、直流(DC)制御電力など)の設備がその機能を遂行すると被覆管の酸化や膨張により炉心挙動に影響が出る。

み。

記）

利用可能：以下の場合、設備は利用可能とみなす；(1)設備がその機能を遂行するのに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

(3)全ての必要な支持系統（交流(AC)電力、冷却水、直流(DC)制御電力など)の設備がその機能を遂行する

記載の適正化（誤み。
ミッドループ運転：ミッドループ状態は、原子炉冷却水系統の水位が原子炉容器との接合点でのホットレグの流水エリア最頂部より低い場合は必ず生ずる。ただし、PWR のみ。

3- 336 -

記載の適正化（単位の変更）原子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業：正しく行われないと保有水喪失事象につながる可能性の伴う原子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業：正しく行われないと保有水喪失事象につながる可能性の伴う計画的なメンテナンス時の放水をいう。原子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業に伴ういかなる問題

計画的なメンテナンス時の放水をいう。原子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業に伴ういかなる問題

も、適正な保有水喪失基準（LOI）を使用して評価しなければならない。

も、適正な保有水喪失基準（LOI）を使用して評価しなければならない。

保有水減少(Reduced Inventory)状態：原子炉容器の水位が原子炉容器フランジの１メートルより低くなっ

保有水減少(Reduced Inventory)状態：原子炉容器の水位が原子炉容器フランジの 3 フィートより低くなった原子炉冷却水系統の状態。ミッドループは保有水減少状態の一部に当たる。また、1 体以上の燃料集合

た原子炉冷却水系統の状態。ミッドループは保有水減少状態の一部に当たる。また、1 体以上の核燃料集

位の変更）

体が原子炉容器内になければならない（ただし、PWR のみ）。

合体が原子炉容器内になければならない（ただし、PWR のみ）。

記載の適正化（誤記載の適正化（単記）
原子炉冷却系統通気：以下の場合、原子炉冷却系統は通気状態にあるとみなされる。

原子炉冷却系統通気：以下の場合、原子炉冷却系統は通気状態にあるとみなされる；(1) 蒸気発生装置の熱除去が持続できない。ただし、PWR のみ。

(1) 蒸気発生装置の熱除去が持続できない。ただし、PWR のみ。

(2) フィードアンドブリードをサポートするのに十分な大きさの通気路が設置されている。通気路の例(2) フィードアンドブリードをサポートするのに十分な大きさの通気路が設置されている。通気路の例には、開放された加圧器マンホール、逃がし安全放出弁取り外し及び格納容器蓋取り外しが含まれる。

には、開放された加圧器マンホール(open pressurizer manways)、逃がし安全放出弁取り外し及び格納記載の適正化（誤容器蓋取り外しが含まれる。

記）

燃料取替用水タンク／復水貯蔵タンクの枯渇：燃料取替用水タンク又は復水貯蔵タンクのレベルが、原子炉燃料交換用水貯蔵タンク／復水貯蔵タンクの枯渇：燃料交換用水貯蔵タンク又は復水貯蔵タンクのレベル

冷却系統への注入を続けるのに補給又は再循環(ただし、PWR のみ)が必要な水位に達した時点で発生すが、原子炉冷却系統への注入を続けるのに補給又は再循環(ただし、PWR のみ)が必要な水位に達した時点る。

で発生する。

記載の適正化（誤記）

自動制御式原子炉保有水減少：漏えいが、残留熱除去システムが原子炉冷却系統に取り付けられている場所

自動制御式原子炉保有水減少：漏えいが、残留熱除去システムが原子炉冷却系統に取り付けられている場所

より高いところで起こった場合の保有水減少のことをいう。人が操作しなくても残留熱除去系統又は余より高いところで起こった場合の保有水減少のことをいう。人が操作しなくても残留熱除去系統又は崩記載の適正化（誤熱除去系統が損なわれないうちに漏れが止まる。

壊熱除去系統が損なわれないうちに漏れが止まる。

記）

停止操作：停止操作は、少なくとも 1 つの燃料集合体が原子炉容器にあり、かつ残留熱除去又は余熱除去系
統が運転中の場合に、高温停止、 冷温停止及び燃料交換中に生ずる。
〇重要度決定の段階

停止操作：停止操作は、少なくとも 1 つの燃料核燃料集合体が原子炉容器にあり、かつ残留熱除去又は崩壊
熱除去系統が運転中の場合に、高熱停止、 冷温停止及び核燃料交換中に生ずる。

スクリーニング‐指摘事項の特性評価及び初期スクリーニング：スクリーニングは、検査指摘事項を特性特性評価し、初期スクリーニングにより重要度が低い 「緑」か又は「白」以上かを特定するために使評価し、初期スクリーニングにより重要度が低い 「緑」か又は「白」以上かを特定するために使用さ

用される。

れる。

かったものに対し、詳細リスク評価を実施する。
〇停止時における検査指摘事項の種類

記）〇重要度決定の段階

スクリーニング‐検査指摘事項の特性評価及び初期スクリーニング：スクリーニングは、検査指摘事項を

詳細リスク評価‐リスク重要度の決定及び正当化：スクリーニングによって重要度が低いと判断されな記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

詳細リスク評価‐リスク重要度の決定及び正当化：スクリーニングによって重要度が低いと判断されなかったものに対し、詳細リスク評価を実施する。
〇停止時における指摘事項の種類

記載の適正化（誤記）

前兆の検査指摘事項‐以下の検査指摘事項をいう；

前兆の指摘事項‐以下の検査指摘事項をいう；(1) ある事象の原因となる指摘(例えば、運転中の残存熱除去系又は余熱除去系の喪失)(2) ある事象の原因となる指摘(例えば、運転中の残存熱除去系又は崩壊熱除去系の喪失)

記載の適正化（誤(2) ある事象の可能性を増大させる指摘(2) ある事象の可能性を増大させる指摘

記）

状態の検査指摘事項‐事象が起こった場合に事象を緩和する事業者の能力低下に係る指摘。待機中の残留熱除去系統又は余熱除去系に影響する指摘。

状態の指摘事項‐事象が起こった場合に事象を緩和する事業者の能力低下に係る指摘。待機中の残留熱除去系統又は崩壊熱除去系に影響する指摘。
4- 337 -

記載の適正化（誤記）

〇停止起因事象〇停止起因事象

残留熱除去系の喪失（LORHR)- 残留熱除去系又は余熱除去系の故障（残留熱除去系又は余熱除去系ポンプ

残留熱除去系の喪失（LORHR)- 残留熱除去系又は崩壊熱除去系の故障（残留熱除去系又は余熱除去系ポンの故障など)又は外部電源以外の残留熱除去又は余熱除去サポート系の故障による残留熱除去系又は余プの故障など)又は外部電源以外の残留熱除去又は崩壊熱除去サポート系の故障による残留熱除去系

熱除去系の喪失など。

又は崩壊熱除去系の喪失など。

外部電源の喪失（LOOP)‐残留熱除去系又は余熱除去系機能の喪失を引き起こす外部電源の喪失など。外部電源の喪失事象は発電所運転状態 3(POS3)では評価されない。

外部電源の喪失（LOOP)‐残留熱除去系又は余熱除去系機能の喪失を引き起こす外部電源の喪失など。外部電源の喪失事象は発電所運転状態 3(POS3)では評価されない。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

原子炉保有水喪失（LOI)‐BWR の低水位での残留熱除去系又は余熱除去系の自動分離、ポンプの吸引喪失

原子炉保有水喪失（LOI)‐BWR の低水位での残留熱除去系又は崩壊熱除去系の自動分離、ポンプの吸引喪による残留熱除去系又は余熱除去系機能の喪失を引き起こすか又はその可能性のある原子炉冷却系統失による残留熱除去系又は崩壊熱除去系機能の喪失を引き起こすか又はその可能性のある原子炉冷却記）

保有水の喪失など。

系統保有水の喪失など。

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）
レベル制御の喪失（LOLC)‐この起因事象の区分には以下が含まれる。
(1) 運転員がミッドループ状態にするため、原子炉冷却系統を排水しすぎて残留熱除去系又は余熱除去系が喪失する状態になった場合(2) 運転員が、ミッドループ状態中に水位又は流量制御を維持し損ねたため残留熱除去系又は余熱除去系機能が喪失する状態になった場合

レベル制御の喪失（LOLC)‐この起因事象の区分には以下が含まれる；(1) 運転員がミッドループ状態にするため、原子炉冷却系統を排水しすぎて残留熱除去系又は崩壊熱除去系が喪失する状態になった場合(2) 運転員が、ミッドループ状態中に水位又は流量制御を維持し損ねたため残留熱除去系又は崩壊熱除去系機能が喪失する状態になった場合

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

オーバードレン（OD)：オーバードレンはレベル制御の喪失の一部である。原子炉冷却系統が 1 つの目標

オーバードレン（OD)：オーバードレンはレベル制御の喪失の一部である。原子炉冷却系統が 1 つの目標

レベル範囲から次に低い範囲へと排出されている間、最終的に求められる範囲内に放出が止まらない

レベル範囲から次に低い範囲へと排出されている間、最終的に求められる範囲内に放出が止まらない

場合の事象を表す。例えば、開始時のレベルは原子炉フランジより 30 センチメートル低く、目標レベ

場合の事象を表す。例えば、開始時のレベルは原子炉フランジより 1 フィート低く、目標レベルはホッ

ルはホットレグ最頂部より 15 センチメートルから 30 センチメートル高い。排出がホットレグ最頂部

トレグ最頂部より 6 インチから 12 インチ高い。排出がホットレグ最頂部に達するレベルまで止まらな記載の適正化（誤に達するレベルまで止まらなかった場合、オーバードレンが生じたことになる。

かった場合、オーバードレンが生じたことになる。

記）〇PWR 型原子力発電所の主な運転状態(POSs)

記載の適正化（誤記）〇PWR 型原子力発電所の主な運転状態(POSs)

運転状態 1‐この運転状態は余熱除去系が運転に入った時に始まる。原子炉冷却系統は、蒸気発生器の 2

運転状態 1‐この運転状態は残留熱除去系又は崩壊熱除去系が運転に入った時に始まる。原子炉冷却系統

次側にヒートシンクとして利用できると考えられる十分な保有水がある場合に、崩壊熱除去が可能では、蒸気発生器の 2 次側にヒートシンクとして利用できると考えられる十分な保有水がある場合に、崩ある。原子炉冷却系統では、加圧器において気泡が発生することがある。この運転状態は、原子炉冷却

壊熱除去が可能である。原子炉冷却系統では、加圧器において気泡が発生することがある。この運転状

系統が通気され、余熱除去を維持できない状態の時に終了する。この運転状態は一般的にモード 4（高態は、原子炉冷却系統が通気され、余熱除去を維持できない状態の時に終了する。この運転状態は一般

温停止)、及びモード 5（冷温停止)の一部を含む。

的にモード 4（高熱停止)、及びモード 5（冷温停止)の一部を含む。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

運転状態 2‐この運転状態は、蒸気発生器が炉心熱除去を維持できない時、又はフィードアンドブリード

運転状態 2‐この運転状態は、蒸気発生器が炉心熱除去を維持できない時、又はフィードアンドブリードに十分な原子炉冷却系統の通気路が存在する時に始まる。この運転状態には、モード 5（冷温停止)のに十分な原子炉冷却系統の通気路が存在する時に始まる。この運転状態には、モード 5（冷温停止)の

一部及びモード 6（燃料交換)が含まれる。通気された原子炉冷却系統での保有水減少運転及びミッド

一部及びモード 6（燃料交換)が含まれる。通気された原子炉冷却系統での保有水減少運転及びミッド

ループ運転はこの運転状態の一部である。

ループ運転はこの運転状態の一部である。

注：原子炉冷却系統の真空ベンディング中に発生する検査指摘事項は、運転状態 1 のイベントツリーを

注：原子炉冷却系統の真空ベンディング中に発生する指摘事項は、運転状態 1 のイベントツリーを使用

使用する。

する。
5

- 338 -

記載の適正化（誤記）

運転状態 3‐この運転状態は、燃料交換キャビティ水位が保安規定に記載されている格納容器内の照射燃

運転状態 3‐この運転状態は、燃料交換キャビティ水位が保安規定に記載されている格納容器内の照射燃料集合体の移動に必要な最低レベルかそれより高い時の停止状態を示す。この運転状態はモード 6 中

料集合体の移動に必要な最低レベルかそれより高い時の停止状態を示す。この運転状態はモード 6 中

に生じる。

に生じる。

〇BWR 型原子力発電所の主な運転状態〇BWR 型原子力発電所の主な運転状態

運転状態 1‐この運転状態は、残留熱除去系が運転に入った時に始まる。運転員が介入しないで残留熱除運転状態 1‐この運転状態は、残留熱除去系又は崩壊熱除去系が運転に入った時に始まる。運転員が介入

去系機能の喪失が拡大し、残留熱除去系ポンプの停止ヘッドより上部で原子炉冷却系統の再加圧につしないで残留熱除去系又は崩壊熱除去系機能の喪失が拡大し、残留熱除去系又は崩壊熱除去系ポンプ

ながるよう、格納容器蓋はかぶさった状態で、原子炉冷却系統は閉まっている。

の停止ヘッドより上部で原子炉冷却系統の再加圧につながるよう、格納容器蓋はかぶさった状態で、原記載の適正化（誤記）

子炉冷却系統は閉まっている。
運転状態 2‐この運転状態は、(1)格納容器蓋が取り外され、圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉圧力容器内の照射燃料集合体の移動に必要な最低レベルより低い場合、又は(2)格納容器蓋はかぶさっているが崩壊熱除去に十分な原子炉冷却系統の通気路がない場合の停止状態を示す。

運転状態 2‐この運転状態は、(1)格納容器蓋が取り外され、圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉圧力容器内の照射燃料集合体の移動に必要な最低レベルより低い場合、又は(2)格納容器蓋はかぶさっているが崩壊熱除去に十分な原子炉冷却系統の通気路がない場合の停止状態を示す。

運転状態 3‐この運転状態は、原子炉圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉圧力容器の範囲
内の照射燃料集合体の移動に必要な最低レベルに等しいかそれ以上である場合の停止状態を示す。この運転状態はモード 5（燃料交換)の間中に生ずる。

運転状態 3‐この運転状態は、原子炉圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉圧力容器の範囲
内の照射燃料集合体の移動に必要な最低レベルに等しいかそれ以上である場合の停止状態を示す。この運転状態はモード 5（燃料交換)の間中に生ずる。

4 指 針
4.1 本附属書の適用について
本附属書は、燃料交換、強制及び保守停止時に適用可能であり、プラントが残留熱除去系又は余熱除去系による冷却開始した時から、プラントが加熱され残留熱除去系又は余熱除去系による冷却が終了するまでの間適用される。

4．指 針

記載の適正化（誤記）

4.1 本附属書の適用について
本附属書は、燃料交換、強制及び保守停止時に適用可能であり、発電所が残留熱除去系又は崩壊熱除去系による冷却開始した時から、発電所が加熱され残留熱除去系又は崩壊熱除去系による冷却が終了

記載の適正化（誤記）するまでの間適用される。
注：上記以外の場合、検査官は以下を確認しつつ、出力運転時における重要度評価手法（原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの附属書 1）を用いる。
(1)崩壊熱が最大出力時に比べて少なく、潜在的に運転員による回復操作に時間がかかる可能性がある。

注：上記以外の場合、検査官は以下を確認しつつ運転時における重要度決定プロセスの附属書 1 を使用する；る。
(2)緩和系統の中に自動運転ではなく手動運転が必要な可能性のあるものがある。

(3)格納容器隔離系の中に、運転可能でないものがあり、閉じ込め機能の喪失可能性が大きいものが(3)格納容器隔離系の中に、運転可能でないものがあり、閉じ込め機能の喪失可能性が大きいものがプラントが停止していても、残留熱除去系又は余熱除去系の運転要求がなく、炉心の冷却を行っていない状態の場合、本附属書を適用しない。

記）(1)崩壊熱が最大出力時に比べて少なく、潜在的に運転員による回復操作に時間がかかる可能性があ(2)緩和系統の中に自動運転ではなく手動運転が必要な可能性のあるものがある。
ある。

記載の適正化（誤ある。
発電所が停止していても、残留熱除去系又は崩壊熱除去系及び残留熱除去系又は崩壊熱除去系の冷却系が利用できない状態の場合、本附属書を適用しない。

本附属書は、検査指摘事項を 2 つの区分で評価するために使用する：1 つ目の区分はある事象を実際

本附属書は、指摘事項を 2 つの区分で評価するために使用する：1 つ目の区分はある事象を実際に引に引き起こすか、又は事象の可能性を増大させるもの（先行所見)で、2 つ目の区分はある事象を喪失き起こすか、又は事象の可能性を増大させるもの（先行所見)で、2 つ目の区分はある事象を喪失させさせる能力に影響するもの（条件付き所見)である。

る能力に影響するもの（条件付き所見)である。

対象となる一般的な事象は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失、原子炉冷却系保有水の流出並びに対象となる一般的な事象は、残留熱除去系又は崩壊熱除去系の喪失、原子炉冷却系保有水の流出並び

低温加圧（LTOP）事象及び反応度事象である。もう 1 つの事象は、4.4 で記載されている制御の喪失でに低温加圧（LTOP）事象及び反応度事象である。もう 1 つの事象は、4.4 で記載されている制御の喪失
6- 339 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤
記）

ある。

である。

残留熱除去系又は余熱除去系の喪失には、残留熱除去系又は余熱除去系統の隔離、外部電源の喪失

残留熱除去系又は崩壊熱除去系の喪失には、残留熱除去系又は崩壊熱除去系統の分離（隔絶)、外部（LOOP）、稼働中のポンプの故障、残留熱除去系又は余熱除去系のそれぞれの熱交換器への冷却故障、電源の喪失（LOOP）、稼働中のポンプの故障、残留熱除去系又は崩壊熱除去系のそれぞれの熱交換器へ

系統水流の不具合（例：原子炉冷却系統から離れた流水分岐など)を含む（ただし、これらに限らないの冷却故障、系統水流の不具合（例：原子炉冷却系統から離れた流水分岐など)を含む（ただし、これこともある)。

らに限らないこともある)。

保有水の流出は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失に至らない場合があるが、いずれにせよ、全ての保有水の流出は詳細分析のために適切に評価しなければならない。

保有水の流出は、残留熱除去系又は崩壊熱除去系の喪失に至らない場合があるが、いずれにせよ、全ての保有水の流出は詳細分析のために適切に評価しなければならない。

4.2 目 的記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

4.2 目 的

本附属書は、停止時の検査指摘事項の安全重要度評価に使用され、その結果には、以下の 2 つがある
（図１参照）；

本附属書は、停止時の指摘事項の安全重要度評価に使用され、その結果には、以下の 2 つがある（図１参照）；(1)検査指摘事項のリスクの重大性を判断するために定量的評価が必要となるもの(1)指摘事項のリスクの重大性を判断するために定量的評価が必要となるもの(2)リスク重要度が非常に低い「緑」としてスクリーニングできるもの(2)リスク重要度が非常に低い「緑」としてスクリーニングできるもの

4.3 緩和能力

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

4.3 緩和能力

本附属書の添付 1 は、事業者が適切な緩和能力を維持していることを確認するため、停止時操作に関

本附属書の添付 1 は、事業者が適切な緩和能力を維持していることを確認するため、停止時操作に関するスクリーニング質問事項を別紙 2 から 5 までに定めている。スクリーニング質問事項は、運転モするスクリーニング質問事項を別紙 2 から 5 までに定めている。スクリーニング質問事項は、運転モード、沸騰までの時間、原子炉冷却系水位及び原子炉冷却系の構成によって決まる、全ての運転状態にード、沸騰までの時間、原子炉冷却系水位及び原子炉冷却系の構成によって決まる、全ての運転状態に対応している。別紙 2 から 5 までを完了するに当たっては、検査官は別紙 1 の表 1 を使用する。表 1 に対応している。別紙 2 から 5 までを完了するに当たっては、検査官は別紙 1 の表 1 を使用する。表 1 には、停止中に維持していることが好ましい機器、系統、計装装置、方針及び手順がセットになっている。

は、停止中に維持していることが好ましい機器、系統、計装装置、方針及び手順がセットになっている。

表 1 は、5 つの停止安全機能により分類されている。5 つの停止安全機能とは、崩壊熱除去、保有水

表 1 は、5 つの停止安全機能により分類されている。5 つの停止安全機能とは、崩壊熱除去、保有水制御、電源利用可能性、反応度制御及び格納容器である。該当スクリーニング質問が満たされているか

制御、電源利用可能性、反応度制御及び格納容器である。該当スクリーニング質問が満たされているか確認し、「緑」と特定されない場合には、詳細リスク評価を行うこととなる。

確認し、「緑」と特定されない場合には、詳細リスク評価を行うこととなる。

4.4 停止時中の制御喪失

4.4 停止時中の制御喪失

安全重要度決定プロセスの一環として、停止中に事業者が事象の発生を最小化し緩和能力を維持す

安全重要度決定プロセスの一環として、停止中に事業者が事象の発生を最小化し緩和能力を維持す

ることの確認に加え、原子力検査官は制御の喪失を示す状態又は事象の監視も行う。本附属書の添付 1

ることの確認に加え、原子力検査官は制御の喪失を示す状態又は事象の監視も行う。本附属書の添付 1に記載の状態が生じた場合、その検査指摘事項は定量的に評価される必要がある。

に記載の状態が生じた場合、その検査指摘事項は定量的に評価される必要がある。

4.5 定量評価を必要とする所見

4.5 定量評価を必要とする所見

スクリーニングの結果、検査指摘事項を定量的に評価する必要がある場合、原子力規制庁は、その検査指摘事項について詳細リスク評価を実施する。

スクリーニングの結果、検査指摘事項を定量的に評価する必要がある場合、原子力規制庁は、その指摘事項について詳細リスク評価を実施する。

〇 改正履歴記載の適正化（誤
記）

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

改正に伴う修正※

備考

附属書の構成見直し

施行

１

7

- 340 -

スクリーニング（添付1）
スクリーニング（添付1）

「緑」と
判定可能？

「緑」と
判定可能？

YES

YES

緑

緑
NO

NO

停止時PRAモデルが使用可能か？
NO

停止時PRAモデルが使用可能か？

YES

詳細リスク評価 （添付2）

ΔCDF

NO

赤

黄

白

YES

詳細リスク評価 （添付2）

ΔCDF

赤

黄

白

緑

10-4 10-5 10-6

緑

10-4 10-5 10-6

定性的評価（付属書9）

定性的評価（付属書9）

図 1. スクリーニング及び詳細リスク評価のフロー
図 1. スクリーニング及び詳細リスク評価のフロー＜添付資料＞＜添付資料＞
添付１：初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

添付１：初期スクリーニング及び指摘事項の特性化（スクリーニング）

記載の適正化（誤添付２：詳細リスク評価記）

添付２：詳細リスク評価
添付１：初期スクリーニング及び指摘事項の特性化（スクリーニング）
添付１：初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

記載の適正化（誤
記）

1．適 用
1．適 用

本資料は、リスク上重要と考えられる「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」又は「重本資料は、リスク上重要と考えられる「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に該当するプラント停止時の検査指摘事項についての初期

大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に該当するプラント停止時の検査指摘事項についての初期

スクリーニングを示すものである。このスクリーニングによってリスク上極めて影響が低い検査指摘事項

スクリーニングを示すものである。このスクリーニングによってリスク上極めて影響が低い検査指摘事項を特定し、それ以上の規制措置対応は不要とするものである。本スクリーニングは、プラント停止時においを特定し、それ以上の規制対応は不要とするものである。本スクリーニングは、プラント停止時において、 て、炉内に燃料があり、残留熱除去又は崩壊熱除去により系統が通常の温度及び圧力に管理されている状況
炉内に燃料があり、残留熱除去又は崩壊熱除去により系統が通常の温度及び圧力に管理されている状況ににおいて使用することとし、それ以外の状況については、安全重要度評価ガイドの添付 1 に示される初期評

おいて使用することとし、それ以外の状況については、原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの添付

価に戻ることとする。

1 に示される初期評価に戻ることとする。
2．開始条件
2．開始条件
個別事項の安全重要度評価を開始する前に、検査官は、検査気付き事項のスクリーニングに関するガイドに従い、事項のリスク上の重要度を判断し、その事項が炉内に燃料がある状態でのプラント停止中に関する

個別事項の安全重要度評価を開始する前に、検査官は、検査気付き事項のスクリーニングに関するガイドに従い、事項のリスク上の重要度を判断し、その事項が炉内に燃料がある状態でのプラント停止中に関するものである場合は、以降に示すプラント停止時の初期スクリーニングを実施する。

ものである場合は、以降に示すプラント停止時の初期スクリーニングを実施する。
8- 341 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

3．スクリーニングの概要

3．スクリーニングの概要

プラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中の事象又は状態のリプラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中の事象又は状態のリ

スクを把握するものである。停止中の事項を含み、軽微を超えると判断された全ての事項は安全重要度評価

スクを把握するものである。停止中の事項を含み、マイナーを超えると判断された全ての事項は安全重要度

ガイドの添付 1 を用いて初期評価が行われる。検査指摘事項が「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ

評価ガイドの添付 1 を用いて初期評価が行われる。検査指摘事項が「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、

込めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に影響を及ぼす場合は、原子力安全に「閉じ込めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に影響を及ぼす場合は、安全重係る重要度評価に関するガイドの添付 1 の表 3 により、検査官は適用する安全重要度評価手法を選定する。 要度評価ガイドの添付 1 の表 3 により、検査官は適用する安全重要度評価手法を選定する。プラント停止
プラント停止時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用する。検査官は、原子力安全に係る重要度評価に関時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用する。検査官は、安全重要度評価ガイドの添付 1 の表 1、2 におするガイドの添付 1 の表 1、2 における検査指摘事項の初期評価からの情報を活用するが、原子力安全に係ける検査指摘事項の初期評価からの情報を活用するが、安全重要度評価ガイドの添付 1 で指示される場合

る重要度評価に関するガイドの添付 1 で指示される場合に表 3 のステップ B においてこの附属書に移行すに表 3 のステップ A においてこの附属書に移行する。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問のる。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問の目的は、詳細リスク評価でのより詳細な解析に入る

目的は、詳細リスク評価でのより詳細な解析に入る前に、「緑」に評価できるものを判断することである。

前に、「緑」に評価できるものを判断することである。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

スクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官は、影響をスクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官は、影響を受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘事項の重要度を決定す受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘事項の重要度を決定するための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全重要度評価の初期段階から事業者るための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全重要度評価の初期段階から事業者のリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の枠組みを活用して事業者側の入力や仮定ののリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の枠組みを活用して事業者側の入力や仮定の妥当性を評価していくこととする。

妥当性を評価していくこととする。

表1
安全機能
残留熱除去

保有水管理

主要システム
残留熱除去
余熱除去
停止時冷却
蒸 気 発 生 器
（PWR）
フィード＆ブリード（低圧注
入、高圧注入、蓄圧系）（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ
（BWR）
低圧注入
高圧注入
充てん系（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ（BWR）

サポートシステム
交流電源
直流電源
RHR 熱交換器
補機冷却系（PWR）
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた
PWR のみ）余熱除去所内用水（PWR）
逃がし安全弁（BWR）
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間
ドレンダウン隔離弁
AC 電源
DC 電源
RHR 熱交換器
RHR 逃がし弁
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた
PWR のみ）逃がし安全弁（BWR）
訓練
手順

起因事象シナリオ
RHR 喪失SDC 喪失外部電源喪失保有水流失
オーバードレン（PWR）
レベル制御喪失（LOLC）（PWR）
補機冷却水流出（CCW）（PWR）
余熱除去所内用 水 流 出（RHRSW）（PWR）
保 有 水 流 出
（LOI）
オーバードレン（OD）（PWR）
レベル制御喪失（LOLC）
（PWR）

表1
安全機能
残留熱除去

保有水管理

9

- 342 -

主要システム
残留熱除去
余熱除去
停止時冷却
蒸 気 発 生 器
（PWR）
フィード＆ブリード（低圧注
入、高圧注入、蓄圧系）（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ
（BWR）
低圧注入
高圧注入
充填系（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ（BWR）

サポートシステム
交流電源
直流電源
RHR/DHR 熱交換器
補機冷却系（PWR）
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器入口／出口温度と RHR/DHR 流量指示、
炉心出口温度計）（原子炉蓋が取り付けら
れた PWR のみ）
余熱除去所内用水（BWR）
安全逃がし弁（BWR）
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間
ドレンダウン隔離弁
AC 電源
DC 電源
RHR/DHR 熱交換器
RHR/DHR 逃がし弁
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器入口／出口温度と RHR/DHR 流量指示、
炉心出口温度計）（原子炉蓋が取り付けら
れた PWR のみ）
安全逃がし弁（BWR）
訓練
手順

起因事象シナリオ
RHR 喪失SDC 喪失外部電源喪失保有水流失
オーバードレン（PWR）
レベル制御喪失（LOLC）（PWR）
補機冷却水流出（CCW）（PWR）
余熱除去所内用 水 流 出（RHRSW）（PWR）
保 有 水 流 出
（LOI）
オーバードレン（OD）（PWR）
レベル制御喪失（LOLC）（PWR）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

沸騰までの時間と炉心露出までの時間
電源利用可
能性

非常用ディー
ゼル発電機
外部電源供給外部変圧器
外部インバー
タ

反応度制御

RPS
制御棒関連駆動機構
化学体積制御系（PWR）
ホウ酸水注入系（BWR）
水素制御
格納容器封鎖
能力
貫通部

格納容器

沸騰までの時間と炉心露出までの時間

AC と DC 母線
バッテリとバッテリ充電器
電気発電機
インバータ
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間
AC 電源
DC 電源
核計装
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

電源利用可
能性

非常用ディー
ゼル発電機
外部電源供給外部変圧器
外部インバータ

反応度（偶発的
臨界）

反応度制御

AC 電源
DC 電源
ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
仮設封鎖/貫通部
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

RPS
制御棒関連駆動機構
化学水と容量調整系（PWR）
待機中液体制御系（BWR）
水素制御
格納容器封鎖能力
貫通

格納容器

AC と DC 母線
バッテリとバッテリ充電器
電気発電機
インバータ
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間
AC 電源
DC 電源
核計装
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

AC 電源
DC 電源
ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
一時封鎖/貫通訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

反応度（偶発的臨界）記）

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）

別紙 2－発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙 2－発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙 4－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙 4－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙 5－外部事象のスクリーニングに関する質問

別紙 5－外部事象のスクリーニングに関する質問

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）ステップ 1：検査指摘事項の初期スクリーニング

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）ステップ 1：検査指摘事項の初期スクリーニング

注意：ほとんどの停止中の指摘事項のリスクの結果は運転員の操作失敗

注意：ほとんどの停止中の指摘事項のリスクの結果は運転員の操作失敗確率により決まってくる。停止中の指摘事項のリスクを評価するとき確率により決まってくる。停止中の指摘事項のリスクを評価するとき

は、運転員の対応に影響を及ぼす条件や事象について認識することが重は、運転員の対応に影響を及ぼす条件や事象について認識することが重

要である。

要である。

1.1 現在の PWR の設計ではプラント停止中の自動安全作動システムを有していない。また、現在の1.1 現在の PWR の設計ではプラント停止中の自動安全作動システムを有していない。また、現在の10- 343 -

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

BWR の設計においては冷温停止及び燃料取替において自動低レベル注入機能は要求されていな

BWR の設計においては冷温停止及び燃料取替において自動低レベル注入機能は要求されていない。ゆえに、多くの検査指摘事項のリスク重要度は運転員による問題の診断と適切な操作対応にい。ゆえに、多くの検査指摘事項のリスク重要度は運転員による問題の診断と適切な操作対応に頼ることになる。運転操作対応の成功は、手順書、余裕時間、影響緩和対応の複雑さ、訓練、問頼ることになる。運転操作対応の成功は、手順書、余裕時間、影響緩和対応の複雑さ、訓練、問題の診断能力等に依存する。よって、プラント停止中の指摘事項に対する初期スクリーニングを題の診断能力等に依存する。よって、プラント停止中の指摘事項に対する初期スクリーニングを評価する際には、停止時の起因事象に対する運転員の診断と操作対応の能力に影響を及ぼす条評価する際には、停止時の起因事象に対する運転員の診断と操作対応の能力に影響を及ぼす条

件や事象について認識しておくことが重要である。評価している事項について疑問や不明があ件や事象について認識しておくことが重要である。評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

れば、本庁に問い合わせること。

1.2 表 1 に、プラント停止時に安全上重要となる主要な安全機能とシステムを示す。検査官は別紙

1.2 表 1 に、プラント停止時に安全上重要となる主要な安全機能とシステムを示す。検査官は別紙

2-5 を完成させるに当たってこの表を活用する。この表は、停止時のリスクに影響を及ぼし得る

2-5 を完成させるに当たってこの表を活用する。この表は、停止時のリスクに影響を及ぼし得る

人的行為及び機器の両方に対して考えられる全ての影響を集めようとしたものである。検査官

人的行為及び機器の両方に対して考えられる全ての影響を集めようとしたものである。検査官

はこの表の情報を使って、別紙 2-5 のどのカテゴリーが個別の検査指摘事項により影響を受けはこの表の情報を使って、別紙 2-5 のどのカテゴリーが個別の指摘事項により影響を受けたか

記載の適正化（誤たかを決定する。

を決定する。

記）

1.3 当該検査指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特

1.3 当該指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特定す

記載の適正化（誤定する。

る。

□ 発生防止□発生防止□ 拡大防止・影響緩和

□

影響緩和

記載の適正化（原□ 閉じ込めの維持□

原子炉冷却系バリア

子力規制検査等実

（削除）

□

燃料バリア

施要領と整合）（削除）□

格納容器バリア記）

記載の適正化（誤注記：複数の監視領域に影響を及ぼす検査指摘事項の重要度を評価する場合は、当該検査指摘事

注記：複数の監視領域に影響を及ぼす指摘事項の重要度を評価する場合は、当該指摘事項のドミ

項のドミナント（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。

ナント（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。

引き続き、スクリーニング質問に回答する。

引き続き、スクリーニング質問に回答する。

1.4 スクリーニング質問に回答し、事項を「緑」として特定できるかどうか判断する際には、別紙に1.4 スクリーニング質問に回答し、事項を「緑」として特定できるかどうか判断する際には、別紙における決定論理を用いること。別紙に示されている事例は包括的ではないことに留意すること。

おける決定論理を用いること。別紙に示されている事例は包括的ではないことに留意すること。

評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

ステップ 2：当該事項を「緑」にスクリーニングできれば、所定の様式に従い文書化する。

ステップ 2：当該事項を「緑」にスクリーニングできれば、所定の様式に従い文書化する。

ステップ 3：当該事項を「緑」以外にスクリーニングした場合は、別紙 2 でのスクリーニング質問による指ステップ 3：当該事項を「緑」以外にスクリーニングした場合は、別紙 2 でのスクリーニング質問による指示を受け、詳細リスク評価又は定性的基準を用いるリスク評価を実施する。この評価の実施に示を受け、詳細リスク評価又は定性的基準を用いるリスク評価を実施する。この評価の実施に当たっては本庁に連絡すること。

当たっては本庁に連絡すること。

別紙 2－発生防止のスクリーニングに関する質問
A. プラント停止時の起因事象

別紙 2－発生防止のスクリーニングに関する質問
A. プラント停止時の起因事象
11- 344 -記）

記載の適正化（誤1. 当該検査指摘事項によりプラント停止時の起因事象の発生可能性が高まるか？

1. 当該指摘事項によりプラント停止時の起因事象の発生可能性が高まるか？

（起因事象）（起因事象）

・ PWR

・ PWR

–

RCS インベントリ喪失–

RCS インベントリ喪失–

RHR1 トレイン喪失事象–

RHR1 トレイン喪失事象–

接続システム LOCA 及び保修による LOCA–

接続システム LOCA 及び保修による LOCA–

外部電源喪失事象–

外部電源喪失事象–

反応度投入事象–

反応度投入事象

・ BWR

記）

・ BWR

–

運転中の RHR の故障（外部電源喪失を除く。）–

運転中の RHR の故障（外部電源喪失を除く。）–

外部電源喪失による RHR の故障–

外部電源喪失による RHR の故障–

配管破断 LOCA–

配管破断 LOCA–RHR からの LOCA–RHR からの LOCA□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

B. 冷却材喪失事故 － インベントリ喪失に係る起因事象

B. 冷却材喪失事故 － インベントリ喪失に係る起因事象

2. インベントリ喪失事象は結果として、漏えいが検知されない及び／又は 24 時間以内に軽減されない場

2. インベントリ喪失事象は結果として、漏えいが検知されない及び／又は 24 時間以内に軽減されない場

合に運転中の残留熱除去系統の失敗（例、運転中の残留熱除去ポンプのホットレグ・サクションより水位合に運転中の残留熱除去系統の失敗（例、運転中の残留熱除去ポンプのホットレグ・サクションより水位が低下するような状況（PWR）、停止時冷却隔離レベル 3 設定点まで水位が低下するような状況（BWR））にが低下するような状況（PWR）、停止時冷却隔離レベル 3 設定点まで水位が低下するような状況（BWR））に至るような漏えいであったか？

至るような漏えいであったか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む
記載の適正化（誤3. 当該インベントリ喪失事象は運転中の残留熱除去系統へ影響を及ぼす前に漏えいが止まるような自己制

3. 当該インベントリ喪失事象は運転中の崩壊熱除去系統へ影響を及ぼす前に漏えいが止まるような自己御的なものか？

制御的なものか？

□

はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

C. 過渡事象の起因となる事象

C. 過渡事象の起因となる事象

4. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が燃料キャビティ満水時に発生したか？

4. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が燃料キャビティ満水時に発生したか？

□

はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

5. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が、原子炉冷却系インベントリが有効燃料頂部（TAF）まで蒸発

5. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が、原子炉冷却系インベントリが有効燃料頂部（TAF）まで蒸発
12- 345 -記）

する時間が外部電源の復旧に要する時間よりも短くなるような場合に発生したか？

する時間が外部電源の復旧に要する時間よりも短くなるような場合に発生したか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

6. RHR 機能喪失事象 － 起因となる事象が燃料キャビティ満水時に発生したか？

6. RHR 機能喪失事象 － 起因となる事象が燃料キャビティ満水時に発生したか？

□

はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

7. 水位制御失又はオーバードレン－

PWR の場合、起因となる事象がミッドループ運転時に発生した

7. 水位制御失又はオーバードレン

か？

－PWR の場合、起因となる事象がミッドループ運転時に発生したか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

D.

外部事象に係る起因事象

D.

外部事象に係る起因事象

当該検査指摘事項は、プラント停止時の起因事象を引き起こしうる火災又は内部／外部溢水の発生可能性を高めるものか？

当該検査指摘事項は、プラント停止時の起因事象を引き起こしうる火災又は内部／外部溢水の発生可能性を高めるものか？
記載の適正化（誤□はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む□

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問
A. 緩和系の SSC 及び機能性記）

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問
A. 緩和系の SSC 及び機能性記載の適正化（誤1. 当該検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその

1. 当該指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える欠陥である場合、当該 SSC はその運用運用性又は機能性を維持しているか？

記）

性又は機能性を維持しているか？

□

はい → 緑とする□

はい → 緑とする□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む
記載の適正化（誤2. 当該検査指摘事項は、安全機能の喪失を示しているか？

2. 当該指摘事項は、安全機能の喪失を示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

記）

記載の適正化（誤記）

3. 当該検査指摘事項は、少なくとも 1 トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて

3. 当該指摘事項は、少なくとも 1 トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実際
13- 346 -

実際に機能喪失していること、又は 2 つの個別の（分離された）安全システムが AOT を超えて動作不能になに機能喪失していること、又は 2 つの個別の（分離された）安全システムが AOT を超えて動作不能になってっていることを示しているか？

いることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む
記載の適正化（誤4.a) キャビティが満水の場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画におい4.a) キャビティが満水の場合、当該指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画において保て保全重要度高に設定）とされ、保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 24

全重要度高に設定）とされ、保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 24 時

時間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

記）

記載の適正化（誤4.b) キャビティが満水でない場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画に

4.b) キャビティが満水でない場合、当該指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画においおいて保全重要度高に設定）とされ保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 4て保全重要度高に設定）とされ保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 4 時

時間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

記）

記載の適正化（誤5.a) PWR で、キャビティが満水でない場合、当該検査指摘事項は、RCS 水位指示及び／又は炉心出口温度計

5.a) PWR で、キャビティが満水でない場合、当該指摘事項は、RCS 水位指示及び／又は炉心出口温度計を劣を劣化させるか？

記）

化させるか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む
記載の適正化（誤5.b) BWR で、キャビティが満水でない場合、当該検査指摘事項は、動作可能であることの要求の有無にか

5.b) BWR で、キャビティが満水でない場合、当該指摘事項は、動作可能であることの要求の有無にかかわかわらず、原子炉容器の低水位における RHR の自動隔離の機能を劣化させるか？

記）

らず、原子炉容器の低水位における RHR の自動隔離の機能を劣化させるか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

B. 外部事象緩和システム（地震／火災／洪水／悪天候に対する防護の劣化）

B. 外部事象緩和システム（地震／火災／洪水／悪天候に対する防護の劣化）

6. 当該検査指摘事項は、別紙 5 の判断基準を用い、地震、溢水又は悪天候に係る起因事象により可能性と

6. 当該指摘事項は、別紙 5 の判断基準を用い、地震、溢水又は悪天候に係る起因事象により可能性としてしてリスク上重要であるとみなされるか？

リスク上重要であるとみなされるか？

記載の適正化（誤記）□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む記）

C. 消防隊

C. 消防隊14- 347 -

7. 当該検査指摘事項は、消防隊の訓練や資格要件又は消防隊要員の配属に関わるものか？

7. 当該指摘事項は、消防隊の訓練や資格要件又は消防隊要員の配属に関わるものか？

記載の適正化（誤記）□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、また、消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、また、

当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。

当該指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。

消防隊の要員が足りていなかった（組織されていた）全体の時間（暴露時間）が短かった（＜2 時間）。

消防隊の要員が足りていなかった（組織されていた）全体の時間（暴露時間）が短かった（＜2 時間）。 記）

記載の適正化（誤□上記の項目が一つも該当しない → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む

記）□

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書 9 へ進む

いいえ → 次へ進む

8. 当該検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか？

□

いいえ → 次へ進む

8. 当該指摘事情は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか？

記載の適正化（誤記）□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

消防隊の対応時間が、区域可燃物量制限を超過しなかった、設置されている火災検知器が機能した、消防隊の対応時間が、区域可燃物量制限を超過しなかった、設置されている火災検知器が機能した、又は安全停止の代替手段が影響を受けなかったなど、他の深層防護により緩和された。

又は安全停止の代替手段が影響を受けなかったなど、他の深層防護により緩和された。

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関わった。

当該指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関わった。

記載の適正化（誤事業者が適切な火災防護補償措置を講じた。

事業者が適切な火災防護補償措置を講じた。

記）□

上記の項目が一つも該当しない → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書 9 へ進む

いいえ → 次へ進む

9. 当該検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

□む

記載の適正化（誤記）

いいえ → 次へ進む

9. 当該指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

記載の適正化（誤記）□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

消火器や消火ホースが不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホース格納庫が近くにあった。

消火器や火災ホースが不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホースステーションが近くに記載の適正化（誤

あった。

記）

□

上記の項目が一つも該当しない → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む

記）

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書 9 へ進む□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

別紙 4－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
別紙 4－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
A. 原子炉冷却系統又は燃料バリア
注：検査指摘事項が、炉心内における燃料体の配置ミス又は方位ミスに関わる場合は、緑とする。

A. 原子炉冷却系統又は燃料バリア
注：指摘事項が、炉心内における燃料体の配置ミス又は方位ミスに関わる場合は、緑とする。

記載の適正化（誤記）

1.

低温過圧（LTOP）‐PWR について、当該指摘事項は、低温過圧時中又はそれが求められる場合に、不注
意な安全注入作動、加圧器逃がし弁（PORV）若しくは LTOP 逃がし弁の動作不能又はそれらの設定値に1.

低温過圧（LTOP）‐PWR について、当該指摘事項は、低温過圧時中又はそれが求められる場合に、不注
意な安全注入作動、加圧器逃がし弁（PORV）若しくは LTOP 逃がし弁の動作不能又はそれらの設定値に15- 348 -

2.

関わるものか？

関わるものか？

□はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

フリーズシール‐当該検査指摘事項は、フリーズシールの不具合の可能性を増大させるか？ または、 2.

フリーズシール‐当該指摘事項は、フリーズシールの不具合の可能性を増大させるか？ または、当該記載の適正化（誤当該可能性が緩和されない場合、残留熱除去系／余熱除去系の阻害又はインベントリ喪失事象を引き可能性が緩和されない場合、残留熱除去系／崩壊熱除去系の阻害又はインベントリ喪失事象を引き起記）

起こす可能性があるか？

こす可能性があるか？
記載の適正化（誤3.

□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

蒸気発生器（SG）ノズル蓋‐当該検査指摘事項は、蒸気発生器ノズル蓋の不適切な設置（例：ホットレ

3.

グのマンホールを最初に開け、ホットレグの蒸気発生装置ノズル蓋を最後に据え付けなければならな

記載の適正化（誤い）、不十分な蒸気発生装置ノズル蓋原子炉冷却系統のベント経路、蒸気発生器ノズル蓋の欠陥又は蒸

マンホールを最初に開け、ホットレグの蒸気発生装置ノズル蓋を最後に据え付けなければならない）、 記）
不十分な蒸気発生装置ノズル蓋原子炉冷却系統のベント経路、蒸気発生器ノズル蓋の欠陥又は蒸気発気発生器ノズル蓋の機能に関わるものか？

生器ノズル蓋の機能に関わるものか？

□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

記）

4.a) 臨界‐PWR について、当該検査指摘事項は原子炉冷却系統のホウ素希釈事象の可能性又は実際の発生

4.a) 臨界‐PWR について、当該指摘事項は原子炉冷却系統のホウ素希釈事象の可能性又は実際の発生に関記載の適正化（誤に関わるものか？

わるものか？

記）□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

記）

4.b) 臨界‐BWR について、当該検査指摘事項は正の反応度を加える可能性又は実際の発生を伴う 2 本以上

5.

蒸気発生器（SG）ノズル蓋‐当該指摘事項は、蒸気発生器ノズル蓋の不適切な設置（例：ホットレグの記）

4.b) 臨界‐BWR について、当該指摘事項は正の反応度を加える可能性又は実際の発生を伴う 2 本以上の隣

記載の適正化（誤の隣接する制御棒に関わるものか？

接する制御棒に関わるものか？

記）□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む記）

ドレンダウン経路又は漏えい経路‐当該検査指摘事項は、ドレンダウン経路又は漏えい経路を隔離す

5.

ドレンダウン経路又は漏えい経路‐当該指摘事項は、ドレンダウン経路又は漏えい経路を隔離する能

記載の適正化（誤る能力を低下させるか？

力を低下させるか？

記）□

はい → 附属書 9 へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む記）

B. 格納容器バリア

B. 格納容器バリア6.

6.

当該検査指摘事項は格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、所員アクセスハッ
チ、恒設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）？

当該指摘事項は格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、要因アクセスハッチ、 記載の適正化（誤恒設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）？
16- 349 -

記）

7.

□

はい → 附属書 7 へ進む□

はい → 附属書 7 へ進む（整備中）

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む記）

当該検査指摘事項は原子炉格納容器の物理的健全性を劣化させるか（弁、貫通部及び格納容器隔離機

7.

当該指摘事項は原子炉格納容器の物理的健全性を劣化させるか（弁、貫通部及び格納容器隔離機器）？

器）？

8.

記）

□

はい → 附属書 7 へ進む□

はい → 附属書 7 へ進む（整備中）

記載の適正化（誤□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む記）

当該検査指摘事項は、BWR マークⅢ型及び PWR アイスコンデンサ型の格納容器に対する水素制御に係る

8.

当該指摘事項は、BWR マークⅢ型及び PWR アイスコンデンサ型の格納容器に対する水素制御に係る機能記載の適正化（誤機能の実際の低下に関わるものか？

の実際の低下に関わるものか？

記）□

はい → 附属書 7 へ進む□

はい → 附属書 7 へ進む（整備中）

記載の適正化（誤□いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする記）

別紙 5－外部事象のスクリーニングに関する質問

1.

機器又は安全機能が完全に故障又は利用不能だと仮定した場合、次の 3 つの記述のいずれかが当ては

別紙 5－外部事象のスクリーニングに関する質問

1.

まるか？ 外的起因事象発生中にそれを低減する目的のこの機器又は機能の喪失のみにより：機器又は安全機能が完全に故障又は利用不能だと仮定した場合、次の 3 つの記述のいずれかが当てはまるか？ 外的起因事象発生中にそれを低減する目的のこの機器又は機能の喪失のみにより：・ 問題となる発電所用の表 1 に用いられる起因事象のいずれかが生じるか？

・ 問題となる発電所用の表 1 に用いられる起因事象のいずれかが生じるか？

・ 多重トレインの安全系若しくは機能の 2 つ以上のトレインを劣化させるか、又は唯一利用可能

・ 多重トレインの安全系若しくは機能の 2 つ以上のトレインを劣化させるか、又は唯一利用可能

なトレインを劣化させ、それによって全体の安全機能が無効となるか？

なトレインを劣化させ、それによって全体の安全機能が無効となるか？

・ 安全系又は安全機能をサポートする系統の 1 つ以上のトレインを劣化させるか？
□

はい

→

・ 安全系又は安全機能をサポートする系統の 1 つ以上のトレインを劣化させるか？

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考え□られるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。
□
2.

記載の適正化（誤→当該指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えられるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。

いいえ → 次へ進む

当該検査指摘事項は、確率的リスク評価（PRA）又は類似の分析を通じて事業者により特定される、外

はい

□

記）

いいえ → 次へ進む

当該指摘事項は、確率的リスク評価（PRA）又は類似の分析を通じて事業者により特定される、外的事

記載の適正化（誤的事象による炉心損傷事故シーケンス（地震、溢水又は悪天候事象により引き起こされるもの）に寄与

象による炉心損傷事故シーケンス（地震、溢水又は悪天候事象により引き起こされるもの）に寄与する

記）

する安全機能の全面的喪失に関わるものか？

安全機能の全面的喪失に関わるものか？

□

□

はい

→

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えられるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。

2.

記載の適正化（誤はい→

当該指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えられるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。
17- 350 -

記載の適正化（誤記）

□

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

添付２：詳細リスク評価

1．適 用

添付２：詳細リスク評価

1．適 用

本資料は、リスク上重要と考えられ得る「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」の監視領域に該当する

本資料は、リスク上重要と考えられ得る「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」の監視領域に該当する

プラント停止時の検査指摘事項についての詳細リスク評価の方法を示すものである。

プラント停止時の検査指摘事項についての詳細リスク評価の方法を示すものである。

2．開始条件

2．開始条件

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価に進む場合、本庁の検査官は、確率論的リスク評価モ

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価に進む場合、本庁の検査官は、確率論的リスク評価モ

デルを用いて、定量的なリスクの重要度を求め、求めたリスクの重要度を参考に個別事項の安全重要度を判

デルを用いて、定量的なリスクの重要度を求め、求めたリスクの重要度を参考に個別事項の安全重要度を判

断する。

断する。

3．評価の方法

3．評価の方法

詳細リスク評価において使用する確率論的リスク評価（PRA）モデルは、事業者が作成し原子力規制庁が詳細リスク評価において使用する確率論的リスク評価（PRA）モデルは、事業者が作成し原子力規制庁が確認したものがあれば、事業者の確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いる。確率論的リスク評価（PRA） 確認したものがあれば、事業者の確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いる。確率論的リスク評価（PRA）
モデルが使用できない場合は、附属書 9 の定性評価を実施する。

モデルが使用できない場合は、付属書 9 の定性評価を実施する。

記載の適正化（誤記）

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価が必要となった事項について、以下の順で評価対象の情報を整理し、リスクを算出する。

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価が必要となった事項について、以下の順で評価対象の情報を整理し、リスクを算出する。

① 影響する期間の特定① 影響する期間の特定② 使用できない設備の特定② 使用できない設備の特定③ 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出③ 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出

検査指摘事項による影響がプラントの出力運転時に影響する場合は、出力運転中のリスク及び停止中のリスクを足し合わせて、重要度を算出する。

3.1 余裕時間の特定

検査指摘事項による影響がプラントの出力運転時に影響する場合は、出力運転中のリスク及び停止中のリスクを足し合わせて、重要度を算出する。

3.1 余裕時間の特定

検査指摘事項によってプラントに影響する期間の炉心燃料の崩壊熱を特定するとともに、同期間の冷検査指摘事項によってプラントに影響する期間の炉心燃料の崩壊熱を特定するとともに、同期間の冷却材インベントリを特定する。特定した崩壊熱及び冷却材インベントリにより、以下の算出式から余裕時

却材インベントリを特定する。特定した崩壊熱及び冷却材インベントリにより、以下の算出式から余裕時

間（∆t＋∆

間（∆t＋∆）を算出する。

冷却材が 100℃になるまでの時間（∆t）∆t =∆t∙( ∙ )∙∆:冷却材が 100℃に到達する時間 [s]:水の定圧比熱 [J/kgK]）を算出する。

冷却材が 100℃になるまでの時間（∆t）∆t =∆t∙( ∙ )∙∆:冷却材が 100℃に到達する時間 [s]:水の定圧比熱 [J/kgK]:水の密度 [kg/m3]:水の密度 [kg/m3]:全冷却材の体積 [m3]:全冷却材の体積 [m3]18

- 351 -

∆

:崩壊熱 [W]

冷却材が燃料有効頂部（TAF）に至るまでの時間（∆t
∆t

∆t

∆

:初期温度と 100℃との差=）∙( ∙∆ )

: 冷却材が 100℃になった後、冷却材が燃料有効頂部に至るまでの時間:蒸発熱 [J/kg]:燃料有効頂部までの冷却材の体積 [m3]:崩壊熱 [W]3.2 使用できない設備の特定:崩壊熱 [W]

冷却材が燃料有効頂部（TAF）に至るまでの時間（∆t∆t∆t:水の密度 [kg/m3]∆:初期温度と 100℃との差=）∙( ∙∆ )

: 冷却材が 100℃になった後、冷却材が燃料有効頂部に至るまでの時間:蒸発熱 [J/kg]:水の密度 [kg/m3]∆:燃料有効頂部までの冷却材の体積 [m3]:崩壊熱 [W]3.2 使用できない設備の特定プラントの停止中においては、設備のメンテナンス等により、運転している設備、待機している設備、プラントの停止中においては、設備のメンテナンス等により、運転している設備、待機している設備、

メンテナンス中の設備等が短期間のうちに変化する。このため、検査指摘事項によってプラントに影響す

メンテナンス中の設備等が短期間のうちに変化する。このため、検査指摘事項によってプラントに影響する期間中の設備の運転状態を整理し、使用できない設備を特定する。

る期間中の設備の運転状態を整理し、使用できない設備を特定する。

3.3 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出

3.3 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出

確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いて、３．１で特定した余裕時間及び 3.2 で特定した設備の状

確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いて、３．１で特定した余裕時間及び 3.2 で特定した設備の状態を考慮して、起因事象が発生していれば条件付炉心損傷確率（CCDP）を、緩和系の機能劣化であれば炉態を考慮して、起因事象が発生していれば条件付炉心損傷確率（CCDP）を、緩和系の機能劣化であれば炉心損傷頻度の増分（ΔCDF）を算出する。検査指摘事項によってプラントに影響する期間中に設備の運転

心損傷頻度の増分（ΔCDF）を算出する。検査指摘事項によってプラントに影響する期間中に設備の運転状態が変更するものがあれば、運転の状態毎に炉心損傷頻度の増分を算出する。

状態が変更するものがあれば、運転の状態毎に炉心損傷頻度の増分を算出する。

19- 352 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書７
バリア健全性に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 353 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

改正理由

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書７

附属書７

バリア健全性に関する重要度評価ガイド

バリア健全性に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書７_r01)(新設)

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目

次

目

次

1. 適用範囲 ........................................................................................ 3

1. 適用範囲 ........................................................................................ 3

2. 略語と定義........................................................................................ 4

2. 略語と定義........................................................................................ 4

3. 安全重要度評価の手順....................................................................... 4

3. 安全重要度評価の手順....................................................................... 4

4. タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順................................... 9

4. タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順................................... 95．タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順................................... 11

5．タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順................................... 11

1．適用範囲1．適用範囲

本附属書においては、原子力規制検査（以下「検査」という。
）において特定された以下のいずれかに該本附属書においては、原子力規制検査（以下「検査」という。）において特定された以下のいずれかに該当する検査指摘事項に関する安全重要度の評価に適用し、格納容器機能喪失頻度（CFF）の観点から安全上当する検査指摘事項に関する安全重要度の評価に適用し、格納容器機能喪失頻度（CFF）の観点から安全上重要となる可能性があるかを明らかにする。

重要となる可能性があるかを明らかにする。

〇性能劣化した設備・機器の機能、すなわち、附属書 1 又は附属書 6 に記載されている安全重要度評価プ〇性能劣化した設備・機器の機能、すなわち、附属書 1 又は附属書 6 に記載されている安全重要度評価プ

ロセスにより評価を行い、起因事象、緩和系統の利用可能性又は信頼性及び RCS バリアの健全性（潜在ロセスにより評価を行い、起因事象、緩和系統の利用可能性又は信頼性及び RCS バリアの健全性（潜在的に CDF を高める可能性のある項目）に影響し得る検査指摘事項

的に CDF を高める可能性のある項目）に影響し得る検査指摘事項〇（CDF に影響せずに CFF を高める可能性のある）格納容器バリアの健全性に影響する性能劣化状態に関連する検査指摘事項〇（CDF に影響せずに CFF を高める可能性のある）格納容器バリアの健全性に影響する性能劣化状態に関連する検査指摘事項

実用発電用原子炉施設の炉心の著しい損傷を引き起こす事故は、格納容器機能喪失に係る対策が成功し実用発電用原子炉施設の炉心の著しい損傷を引き起こす事故は、格納容器機能喪失に係る対策が成功しなければ環境への放射性物質の放出に至る可能性があり、このような結果となる全ての事象の発生頻度をなければ環境への放射性物質の放出に至る可能性があり、このような結果となる全ての事象の発生頻度を格納容器機能喪失頻度（CFF）という。このような事象としては、原子炉容器破損時又はその直後に生じる格納容器機能喪失頻度（CFF）という。このような事象としては、原子炉容器破損時又はその直後に生じる

早期格納容器破損、格納容器バイパス事象及び格納容器隔離機能喪失も含む。

早期格納容器破損、格納容器バイパス事象及び格納容器隔離機能喪失も含む。

CFF 及び炉心損傷頻度（CDF）に基づくリスク重要度の判断は、以下の表 1.1 に示すそれぞれの頻度のしCFF 及び炉心損傷頻度（CDF）に基づくリスク重要度の判断は、以下の表 1.1 に示すそれぞれの頻度のしきい値に基づき行われ、CFF のしきい値は CDF のそれよりも一桁分厳しく設定される。したがって、場合にきい値に基づき行われ、CFF のしきい値は CDF のそれよりも一桁分厳しく設定される。したがって、場合によっては CFF を使った検査指摘事項の安全重要度評価を行わなければならない。本附属書は、格納容器バ

よっては CFF を使った検査指摘事項の安全重要度評価を行わなければならない。本附属書は、格納容器バリアに係る検査での検査指摘事項の安全重要度を評価する指針を示すものである。

リアに係る検査での検査指摘事項の安全重要度を評価する指針を示すものである。

表 1.1 ΔCDF 及び ΔCFF に基づくリスク重要度

定量的基準

ΔCDF に基づく判断

表 1.1 ΔCDF 及び ΔCFF に基づくリスク重要度

ΔCFF に基づく判断

定量的基準
2

- 354 -

ΔCDF に基づく判断

ΔCFF に基づく判断≧ 10-4

赤赤≧ 10-4赤赤10-4 ＜ 10-5

黄赤

10-4 ＜ 10-5

黄赤

10-5 ＜ 10-6

白黄10-5 ＜ 10-6

白黄10-6 ＜ 10-7

緑白

10-6 ＜ 10-7

緑白

＜ 10-7緑

緑＜ 10-7緑緑

本附属書での安全重要度評価プロセスは、CFF に関する検討事項に基づき検査指摘事項にリスクの特徴を本附属書での安全重要度評価プロセスは、CFF に関する検討事項に基づき検査指摘事項にリスクの特徴を割り付ける。そのような検査指摘事項には、3.1 節に規定されるとおりタイプ A に分類されるものと、タイ割り付ける。そのような検査指摘事項には、3.1 節に規定されるとおりタイプ A に分類されるものと、タイプ B に分類されるものがある。

プ B に分類されるものがある。

タイプ A の検査指摘事項は、出力運転時の評価ガイド（附属書 1）及びプラント停止時の評価ガイド（附タイプ A の検査指摘事項は、出力運転時の評価ガイド（附属書 1）及びプラント停止時の評価ガイド（附属書 6）を用いた評価により CDF に影響があると判断され、その結果 CFF にも影響を与えると判断されたも

属書 6）を用いた評価により CDF に影響があると判断され、その結果 CFF にも影響を与えると判断されたものである。タイプ B の検査指摘事項は、CDF の決定に影響しない構築物・系統・機器（SSC）に関する検査のである。タイプ B の検査指摘事項は、CDF の決定に影響しない構築物・系統・機器（SSC）に関する検査指摘事項であり、格納容器の機能に影響し得るものをいう。

指摘事項であり、格納容器の機能に影響し得るものをいう。

2．略語と定義

2．略語と定義

2.1 略

語

2.1

略

語

CDF

炉心損傷頻度CDF

炉心損傷頻度

CFF

格納容器機能喪失頻度

CFF

格納容器機能喪失頻度

LERF

早期大規模放出頻度

LERF

早期大規模放出頻度

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

PRA

確率論的リスク評価

PRA

確率論的リスク評価

RCS

原子炉冷却系

RCS

原子炉冷却系

SDP

重要度決定プロセス

SDP

重要度決定プロセス

SSC

構築物・系統・機器

SSC

構築物・系統・機器

2.2 定

義

格納容器機能喪失頻度（CFF）：
格納容器バイパス事象と物理的な格納容器機能喪失事象の双方を含んでおり、原子炉施設の放射性

2.2

定

義

格納容器機能喪失頻度（CFF）：
格納容器バイパス事象と物理的な格納容器機能喪失事象の双方を含んでおり、原子炉施設の放射性物質の閉じ込め機能喪失の頻度をいう。

物質の閉じ込め機能喪失の頻度をいう。

重要度評価の各フェーズ：

重要度評価の各フェーズ：

フェーズ 1〜検査指摘事項の特性評価と初期スクリーニング：検査又は事業者が実施する是正措置プ

フェーズ 1〜検査指摘事項の特性評価と初期スクリーニング：検査又は事業者が実施する是正措置プ

ログラムによる検査指摘事項の正確な特性評価及び重要度の十分に低い件亜指摘事項（緑）を特定す

ログラムによる検査指摘事項の正確な特性評価及び重要度の十分に低い件亜指摘事項（緑）を特定す
3- 355 -

るための初期スクリーニング

るための初期スクリーニング

フェーズ 2〜安全重要度の評価と基準：フェーズ 1 の選別でスクリーニングされていない検査指摘事

フェーズ 2〜安全重要度の評価と基準：フェーズ 1 の選別でスクリーニングされていない検査指摘事項についての安全重要度の評価項についての安全重要度の評価

フェーズ 3〜安全重要度の詳細評価：フェーズ 2 の安全重要度評価の結果に対するレビュー及び必要

フェーズ 3〜安全重要度の詳細評価：フェーズ 2 の安全重要度評価の結果に対するレビュー及び必要に応じ、より精緻化した評価を行うもの。また本附属書以外の手法による何らかのリスク解析の実施に応じ、より精緻化した評価を行うもの。また本附属書以外の手法による何らかのリスク解析の実施（フェーズ 1 又はフェーズ 2 について本附属書又は附属書 6 に示す本指針からの逸脱はフェーズ 3 解（フェーズ 1 又はフェーズ 2 について本附属書又は附属書 6 に示す本指針からの逸脱はフェーズ 3 解

析の対象）
。

析の対象）
。

3．安全重要度評価の手順

3．安全重要度評価の手順

本章においては、CFF の考慮事項に基づき検査指摘事項に対する重要度（色）を決定する手順の概要を示

本章においては、CFF の考慮事項に基づき検査指摘事項に対する重要度（色）を決定する手順の概要を示す。出力運転時だけでなく停止時における検査指摘事項を検討する。3.1 項では、CFF に対して潜在的に影す。出力運転時だけでなく停止時における検査指摘事項を検討する。3.1 項では、CFF に対して潜在的に影響し得る検査による指摘事項を 2 つの異なるタイプに分類して定義する。3.2 項では、その安全重要度の評響し得る検査による指摘事項を 2 つの異なるタイプに分類して定義する。3.2 項では、その安全重要度の評

価に対する総合的な手順の詳細を示す。

価に対する総合的な手順の詳細を示す。

3.1 検査指摘事項のタイプ

3.1

検査指摘事項のタイプ

出力運転時又は停止時における事業者のパフォーマンス劣化に関連する検査指摘事項は、SSC へ及ぼす

出力運転時又は停止時における事業者のパフォーマンス劣化に関連する検査指摘事項は、SSC へ及ぼす

潜在的な影響、その劣化が生じていた期間の推定、及び事故の可能性又はバリアの安全性の基本事項への潜在的な影響、その劣化が生じていた期間の推定、及び事故の可能性又はバリアの安全性の基本事項への影響評価に必要なその他の情報により特徴付けられる。以下、2 つのタイプの検査指摘事項が生じる。

影響評価に必要なその他の情報により特徴付けられる。以下、2 つのタイプの検査指摘事項が生じる。

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項は、CFF の影響因子の特定にもつながる炉心損傷を引き起こす可タイプ A に分類される検査指摘事項は、CFF の影響因子の特定にもつながる炉心損傷を引き起こす可能性に影響するものである。このような検査指摘事項は、出力時の検査指摘事項にあっては附属書 1、能性に影響するものである。このような検査指摘事項は、出力時の検査指摘事項にあっては附属書 1、停止時の検査指摘事項にあっては附属書 6 を用いて、ΔCDF への重要度の評価を行う。

停止時の検査指摘事項にあっては附属書 6 を用いて、ΔCDF への重要度の評価を行う。

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に影響を与えないが、格納容器の健全性にタイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に影響を与えないが、格納容器の健全性に大きな影響を与える可能性がある劣化状態に関連するものである。表 3.1 は、（種々の格納容器型に対大きな影響を与える可能性がある劣化状態に関連するものである。表 3.1 は、（種々の格納容器型に対して健全性を維持するために関係する）SSC の一覧である。このような SSC の CFF に対する重要性につして健全性を維持するために関係する）SSC の一覧である。このような SSC の CFF に対する重要性についてもこの表に示す。

いてもこの表に示す。

3.2 CFF に基づく安全重要度評価手順

3.2

CFF に基づく安全重要度評価手順

図 3.1 は、代表的な検査による検査指摘事項の評価手順を示すものである。CDF で評価された検査指摘

図 3.1 は、代表的な検査による検査指摘事項の評価手順を示すものである。CDF で評価された検査指摘事項は全て、タイプ A に分類される検査指摘事項として CFF の変化量に寄与する可能性があるかどうか

事項は全て、タイプ A に分類される検査指摘事項として CFF の変化量に寄与する可能性があるかどうかを評価される。炉心損傷に影響せず、格納容器の機能喪失のみに影響する検査指摘事項はタイプ B に分を評価される。炉心損傷に影響せず、格納容器の機能喪失のみに影響する検査指摘事項はタイプ B に分類される検査指摘事項として評価する。

類される検査指摘事項として評価する。

4- 356 -

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項では、CDF 基準の安全重要度評価プロセスによりΔCDF に基づく

タイプ A に分類される検査指摘事項では、CDF 基準の安全重要度評価プロセスによりΔCDF に基づく

安全重要度を求める。この全ΔCDF が炉年当たり 1E-7 未満である場合、安全重要度を「緑」と評価す

安全重要度を求める。この全ΔCDF が炉年当たり 1E-7 未満である場合、安全重要度を「緑」と評価する。

る。

炉年当たりの全ΔCDF が 1E-7 以上の場合、その検査指摘事項が炉心損傷に至る事故シーケンスのい炉年当たりの全ΔCDF が 1E-7 以上の場合、その検査指摘事項が炉心損傷に至る事故シーケンスのいずれにも潜在的に影響を及ぼし CFF の一因となると判断して、より詳細なフェーズ 2 の評価を行う。

ずれにも潜在的に影響を及ぼし CFF の一因となると判断して、より詳細なフェーズ 2 の評価を行う。

この場合、4 章に規定する CFF の検討事項に基づくΔCFF を評価して安全重要度を判断する。

この場合、4 章に規定する CFF の検討事項に基づくΔCFF を評価して安全重要度を判断する。

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項は CDF の変化に影響を及ぼさないものであり、CDF を用いた評価

タイプ B に分類される検査指摘事項は CDF の変化に影響を及ぼさないものであり、CDF を用いた評価は行わない。ただし、タイプ B に分類される検査指摘事項はΔCFF に大きく寄与する可能性があるたは行わない。ただし、タイプ B に分類される検査指摘事項はΔCFF に大きく寄与する可能性があるた

め、CFF の検討事項に基づき適切なリスクカテゴリーに割り付ける。図 3.1 に示すとおり、CFF に影響

め、CFF の検討事項に基づき適切なリスクカテゴリーに割り付ける。図 3.1 に示すとおり、CFF に影響を与える格納容器の SSC（表 3.1 を参照すること）又は格納容器の状況に関係するかどうかを判断するを与える格納容器の SSC（表 3.1 を参照すること）又は格納容器の状況に関係するかどうかを判断するために、初期選別が行われる。その結果が「いいえ」であれば、その検査指摘事項の安全重要度は「緑」

ために、初期選別が行われる。その結果が「いいえ」であれば、その検査指摘事項の安全重要度は「緑」と評価する。その結果が「はい」であれば、5 節の指針に基づいて安全重要度評価を行う。

と評価する。その結果が「はい」であれば、5 節の指針に基づいて安全重要度評価を行う。

検査における
指摘事項

検査における
指摘事項

劣化のある
SSCの特定Type B

劣化のある
SSCの特定CFFに重要なSSCの劣化?

CDFに影響がある？

表3.1に該当するか否かにより判断

No

CDFに影響がある？
Yes

No
Phase 2

Yes
緑判定

No
Phase 2

緑判定

緑判定

図 3.1

Type A

Yes

Phase 2

重要度評価プロセスのフロー図- 357 -

Phase 2
緑判定

図 3.1
5

Yes

No

△ CDFが10-7 /炉年未満?

Type BCFFに重要なSSCの劣化?

△CDFに基づき重要度を決定Type A△ CDFが

No

Yes

No

△CDFに基づき重要度を決定10-7 /炉年未満?

Yes

表3.1に該当するか否かにより判断

重要度評価プロセスのフロー図

表 3.1

CFF に影響を及ぼす SSC 一覧

表 3.1

CFF に影響を及ぼす SSC 一覧SSC

CFF に対する重要度

SSC

CFF に対する重要度

格納容器貫通部シール• 格納容器及び配管貫通部

格納容器から環境へのバリアを構成する貫通部

格納容器貫通部シール• 格納容器及び配管貫通部

格納容器から環境へのバリアを構成する貫通部

格納容器隔離弁• BWR の格納容器又は PWR の格納容器から環境に接続する系統

シールの破損は、CFF に重要な影響を及ぼす。
ベントやプラグなどの格納容器の空間部に接続する大口径の系統は CFF への寄与が考えられる。

•

圧力バウンダリから環境又は格納容器
外の開放部に接続する系統•

格納容器の内外の閉ループを構成する

1-2 インチ直径程度の小口径配管及び閉ループを構成する系統は、一般的に CFF への寄与はな
いと考えられる。

システムに接続する系統

圧力バウンダリに接続する隔離弁はインターフ

格納容器隔離弁• BWR の格納容器又は PWR の格納容器から環境に接続する系統

BWR の主蒸気隔離弁からの大規模な漏えいは

ベントやプラグなどの格納容器の空間部に接続する大口径の系統は CFF への寄与が考えられる。

•

圧力バウンダリから環境又は格納容器
外の開放部に接続する系統•

格納容器の内外の閉ループを構成する

1-2 インチ直径程度の小口径配管及び閉ループを構成する系統は、一般的に CFF への寄与はな
いと考えられる。

システムに接続する系統

圧力バウンダリに接続する隔離弁はインターフェイスシステム LOCA への寄与がある。
主蒸気隔離弁シールの破損は、CFF に重要な影響を及ぼす。

ェイスシステム LOCA への寄与がある。
主蒸気隔離弁

CFF に寄与する。

BWR の主蒸気隔離弁からの大規模な漏えいはCFF に寄与する。

BWR 格納容器スプレイ

格納容器スプレイ及び格納容器の除熱に係る設BWR 格納容器スプレイ

格納容器スプレイ及び格納容器の除熱に係る設BWR 格納容器の除熱に係る設備

備は、格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI に

BWR 格納容器の除熱に係る設備

備は、格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI に

BWR 格納容器減圧設備• フィルタベント• 耐圧強化ベント

よるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪BWR 格納容器減圧設備• フィルタベント• 耐圧強化ベント

よるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失、ライナーのメルトスルー等に影響がある。
格納容器減圧設備は、格納容器の過圧破損に影響がある。

BWR における格納容器への水張設備

PWR 格納容器スプレイ・自然対流冷却系

格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベ

失、ライナーのメルトスルー等に影響がある。
格納容器減圧設備は、格納容器の過圧破損に影響がある。

BWR における格納容器への水張設備

格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失及びースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失及びライナーのメルトスルーの防止に影響がある。

ライナーのメルトスルーの防止に影響がある。

格納容器の過圧破損及び過温破損に影響がある。
格納容器スプレイは、MCCI によるベースマット

PWR 格納容器スプレイ・自然対流冷却系

格納容器の過圧破損及び過温破損に影響がある。
格納容器スプレイは、MCCI によるベースマット

貫通、ライナーのメルトスルー等に影響があ

貫通、ライナーのメルトスルー等に影響がある。

る。

水素対策設備• イグナイタ、静的触媒式水素再結合装置• 循環ファン、水素混合系

水素対策設備は、水素燃焼及び爆発による格納圧力抑制設備• 圧力抑制プールの健全性に係る設備(真空破壊弁等)• 圧力抑制設備の除熱に係る設備

圧力抑制設備は、格納容器の過圧破損、圧力抑

容器の破損に影響がある。

制プールにおけるスクラビング効果による放射性物質の低減効果等に影響がある。

水素対策設備• イグナイタ、静的触媒式水素再結合装置• 循環ファン、水素混合系

水素対策設備は、水素燃焼及び爆発による格納圧力抑制設備• 圧力抑制プールの健全性に係る設備(真空破壊弁等)• 圧力抑制設備の除熱に係る設備

圧力抑制設備は、格納容器の過圧破損、圧力抑6- 358 -

容器の破損に影響がある。

制プールにおけるスクラビング効果による放射性物質の低減効果等に影響がある。

フィルター設備• フィルタベント系• スタンバイガス処理系• 中央制御室換気空調系

フィルタベント及びアニュラス空調系は格納容器の過圧破損に影響がある。また、中央制御室
非常用給気系は中央制御室の居住性に影響があフィルター設備• フィルタベント系• スタンバイガス処理系• 中央制御室換気空調系

る。
原子炉減圧系• BWR の主蒸気逃がし安全弁• PWR の加圧器逃がし弁

原子炉減圧系は、格納容器雰囲気直接加熱に影フィルタベント及びアニュラス空調系は格納容器の過圧破損に影響がある。また、中央制御室
非常用給気系は中央制御室の居住性に影響がある。
原子炉減圧系は、格納容器雰囲気直接加熱に影響がある。

原子炉減圧系• BWR の主蒸気逃がし安全弁• PWR の加圧器逃がし弁

上記の項目に関連するサポート設備及び監視

上記の項目に関連するサポート設備及び監視系

上記の項目に関連するサポート設備及び監視

上記の項目に関連するサポート設備及び監視系

系設備

設備は CFF に重要な影響を及ぼす。

系設備

設備は CFF に重要な影響を及ぼす。

* 使用済燃料に関する設備については、格納容器がないことから CFF に関する SSC ではなく、重大事故時

響がある。

* 使用済燃料に関する設備については、格納容器がないことから CFF に関する SSC ではなく、重大事故時にはソースタームの放出が懸念されるが、１体当たりのインベントリが少なく、燃料が破損した場合には、 にはソースタームの放出が懸念されるが、１体当たりのインベントリが少なく、燃料が破損した場合には、水中でのスクラビング効果が期待されることから LERF に関しても重要度ではない。指摘事項が使用済燃料

水中でのスクラビング効果が期待されることから LERF に関しても重要度ではない。指摘事項が使用済燃料に関する重大な劣化と考えられる場合には、フェーズ 3 又は附属書９での評価を行う。

に関する重大な劣化と考えられる場合には、フェーズ 3 又は附属書９での評価を行う。

4．タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順

4．タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順

安全重要度評価に関するガイドの附属書１と附属書６は、CDF に基づく安全重要度決定プロセスを定めて安全重要度評価に関するガイドの附属書１と附属書６は、CDF に基づく安全重要度決定プロセスを定めており、CDF に影響を与える検査指摘事項の重要度を評価するための指針が示されている。これらの指針でおり、CDF に影響を与える検査指摘事項の重要度を評価するための指針が示されている。これらの指針では、CDF の増加量ΔCDF を評価し、安全重要度を決定する。

は、CDF の増加量ΔCDF を評価し、安全重要度を決定する。

このような CDF に影響を与える検査指摘事項は、タイプ A に分類される。タイプ A に関しては、CFF に基このような CDF に影響を与える検査指摘事項は、タイプ A に分類される。タイプ A に関しては、CFF に基づいて安全重要度の評価を行う。4.2 節は出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する安全重づいて安全重要度の評価を行う。4.2 節は出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する安全重要度の評価手順を示す。

要度の評価手順を示す。

【出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度を評価する段階的【出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度を評価する段階的プロセスを示す（図 4.1）。

プロセスを示す（図 4.1）。

ステップ 1：検査指摘事項の特性評価

ステップ 1：検査指摘事項の特性評価

全ΔCDF を求め、CDF に影響を与える検査指摘事項のうち、CFF にも寄与する可能性のある検査指摘事

全ΔCDF を求め、CDF に影響を与える検査指摘事項のうち、CFF にも寄与する可能性のある検査指摘事

項を同定する。

項を同定する。

ステップ 2：炉心損傷頻度の変化量によるスクリーニングステップ 2：炉心損傷頻度の変化量によるスクリーニング

全ΔCDF（全ての炉心損傷事故シーケンスの変化量の総和）が年間 1E-7/炉年未満である場合、CFF に対

全ΔCDF（全ての炉心損傷事故シーケンスの変化量の総和）が年間 1E-7/炉年未満である場合、CFF に対する安全重要度は緑となり、それ以上の CFF に関する評価は不要である。そうでない場合、ステップ 3 へする安全重要度は緑となり、それ以上の CFF に関する評価は不要である。そうでない場合、ステップ 3 へ

進む。

進む。

ステップ 3：リスクの重要度評価

ステップ 3：リスクの重要度評価

PRA から得られた情報又は PRA モデルを用いて以下を求める。

PRA から得られた情報又は PRA モデルを用いて以下を求める。

a) 検査指摘事項に対するリスクの増加量の絶対値（ΔCDF 及び ΔCFF）

a) 検査指摘事項に対するリスクの増加量の絶対値（ΔCDF 及び ΔCFF）

b) 検査指摘事項に対するリスクの変化割合（ΔCDF/CDF 及びΔCFF/CFF）b) 検査指摘事項に対するリスクの変化割合（ΔCDF/CDF 及びΔCFF/CFF）c) 検査指摘事項に対する主要な事故のシナリオ

c) 検査指摘事項に対する主要な事故のシナリオ

7- 359 -

得られたリスクの増加量、リスクの変化割合及び主要な事故シナリオから、安全重要度を評価する。

得られたリスクの増加量、リスクの変化割合及び主要な事故シナリオから、安全重要度を評価する。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

に進むこと。

プラントごとのワークシートΔCDFが10-7 /炉年未満?

プラントごとのワークシート

指摘事項
Yes

No

ΔCDFが

10-7 /炉年未満?

指摘事項
Yes

No

緑判定

緑判定

リスクの
重要度評価

リスクの
重要度評価

重要度評価では、PRAモデルを用いて以下を実施し、重要度を決める。
a) 絶対値（ΔCDF, ΔCFF）の計算と比較
b) 変化割合（ΔCDF/CDF, ΔCFF/CFF）の計算と比較
c) 主要なシナリオの特定重要度評価では、PRAモデルを用いて以下を実施し、重要度を決める。
a) 絶対値（ΔCDF, ΔCFF）の計算と比較
b) 変化割合（ΔCDF/CDF, ΔCFF/CFF）の計算と比較
c) 主要なシナリオの特定

図 4.1 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

図 4.1 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

5．タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順

5．タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順

タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に直接影響しないが、格納容器の健全性に対タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に直接影響しないが、格納容器の健全性に対して大きな影響を与える可能性があるものをいう。ここでは、タイプ B に分類される検査指摘事項に対すして大きな影響を与える可能性があるものをいう。ここでは、タイプ B に分類される検査指摘事項に対す

る CFF の安全重要度評価の手順を示す。

る CFF の安全重要度評価の手順を示す。

【出力運転時のタイプ B に分類される指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、タイプ A と同様、出力運転時のタイプ B に分類される検査指摘事項の安全重要度評価の段【出力運転時のタイプ B に分類される指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、タイプ A と同様、出力運転時のタイプ B に分類される検査指摘事項の安全重要度評価の段階的なプロセスを示す（図 5.1）。

階的なプロセスを示す（図 5.1）。

ステップ 1：検査指摘事項の特性の整理ステップ 1：検査指摘事項の特性の整理
8- 360 -

格納容器のバリア機能に対する検査指摘事項の関係の観点で特性を整理する。安全重要度決定に必要

格納容器のバリア機能に対する検査指摘事項の関係の観点で特性を整理する。安全重要度決定に必要な次の情報を収集する。

な次の情報を収集する。

・影響を受ける SSC と劣化の性質・影響を受ける SSC と劣化の性質

・劣化状態の期間

・劣化状態の期間・漏えい規模や作動不能状態の水素イグナイタの数と位置などの情報・漏えい規模や作動不能状態の水素イグナイタの数と位置などの情報

ステップ 2：検査指摘事項のスクリーニングと定性評価

ステップ 2：検査指摘事項のスクリーニングと定性評価

検査指摘事項が CFF に重要な影響を及ぼす SSC に伴うものかを表 5.1 に従って判断する。CFF に重大な検査指摘事項が CFF に重要な影響を及ぼす SSC に伴うものかを表 5.1 に従って判断する。CFF に重大な影響を及ぼす場合、ステップ 3 へ進む。CFF に重大な影響を及ぼさないと選別された場合は、検査指摘事影響を及ぼす場合、ステップ 3 へ進む。CFF に重大な影響を及ぼさないと選別された場合は、検査指摘事

項の安全重要度は「緑」と判定され、それ以上の評価は不要である。

項の安全重要度は「緑」と判定され、それ以上の評価は不要である。

ステップ 3：検査指摘事項に対する重要度の決定

ステップ 3：検査指摘事項に対する重要度の決定

検査指摘事項が CFF に重大な影響を及ぼすと判断された場合には、表 5.2 を用いた簡易評価を行い、検査指摘事項に関する安全重要度の評価を行う。

検査指摘事項が CFF に重大な影響を及ぼすと判断された場合には、表 5.2 を用いた簡易評価を行い、検査指摘事項に関する安全重要度の評価を行う。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

表 5.1 タイプ B の指摘事項に関するスクリーニング

表 5.1 タイプ B の指摘事項に関するスクリーニング

原子炉

格納容器

格納容器

格納容器の

圧力抑制

主蒸気隔

水素対策

原子炉減

原子炉

格納容器

格納容器

格納容器の

圧力抑制

主蒸気隔

水素対策

原子炉減

型式

型式

隔離に関

除熱及び減

室に関す

離弁

設備

圧系に関

型式

型式

隔離に関

除熱及び減

室に関す

離弁

設備

圧系に関

する設備

圧に関する

る設備

する設備

圧に関する

る設備

する設備

設備
BWR

Mark I

実施する

実施する

する設備

設備
実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark I

実施する

実施する

実施する

実施する

しない
BWR

Mark II

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

Mark II 改

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark II

実施する

実施する

実施する

実施する

ABWR/RCCV

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark II 改

実施する

実施する

実施する

実施する

ドライ型

実施する

実施する

実施

実施

しない

しない

実施する

実施する

実施

実施する

しない
実施する

BWR

ABWR/RCCV

実施する

実施する

実施する

実施する

しない
PWR

実施
しない

しない
BWR

実施する

しない

しない
BWR

実施

実施

実施する

しない
実施する

PWR

ドライ型

「実施する」の記載がある項目は、表 5.2 における重要度の評価を実施する。

実施する

実施する

実施

実施

しない

しない

実施する

「実施する」の記載がある項目は、表 5.2 における重要度の評価を実施する。

9- 361 -

実施する

表 5.2 タイプ B の指摘事項に関する CFF に対する重要度

対象

指摘事項

リスク重要度

格納容器隔離に関する

格納容器貫通部シール、隔離弁、ベント

設備

又はパージシステムを介して、格納容器

対象

>30 日

30-3 日

<3 日

赤

黄

白

指摘事項

リスク重要度

格納容器隔離に関する

格納容器貫通部シール、隔離弁、ベント

設備

又はパージシステムを介して、格納容器体積に対して 100％/日を超える格納容体積に対して 100％/日を超える格納容器から環境への漏えい

器から環境への漏えい

格納容器の除熱及び減格納容器の除熱及び減圧に関する設備等

圧に関する設備の不作動

圧力抑制室に関する設

圧力抑制プールの健全性又はスクラビン

備

グに重要なシステム/要素の故障（真空主蒸気隔離弁

表 5.2 タイプ B の指摘事項に関する CFF に対する重要度

黄

黄

白

白

緑

緑

格納容器の除熱及び減格納容器の除熱及び減圧に関する設備等

圧に関する設備の不作動

圧力抑制室に関する設

圧力抑制プールの健全性又はスクラビン

備

グに重要なシステム/要素の故障（真空破壊弁又はその他の圧力抑制室バイパス

破壊弁又はその他の圧力抑制室バイパスに関連する設備）に関連する設備）

主蒸気遮隔離弁の漏えいが、いずれかの

黄

白

緑

主蒸気隔離弁

主蒸気遮隔離弁の漏えいが、いずれかの蒸気配管のうち最もシール性の良い密閉蒸気配管のうち最もシール性の良い密閉弁から 2.1ℓ/min(10,000 scfh)以上であ弁から 2.1ℓ/min(10,000 scfh)以上であ

る場合

る場合

>30 日

30-3 日

<3 日

赤

黄

白

黄

白

緑

黄

白

緑

黄

白

緑

水素対策設備イグナイタの不作動白緑緑

水素対策設備イグナイタの不作動白緑緑

原子炉減圧系

原子炉減圧設備の不作動

白

緑

緑

原子炉減圧系

原子炉減圧設備の不作動

白

緑

緑

指摘事項の
特性の整理

指摘事項の
特性の整理

指摘事項

表5.1による
スクリーニングNo

表5.2により、重要度を評価スクリーンアウトできる。

指摘事項

表5.1による
スクリーニング
No

Yes
緑判定

表5.2により、重要度を評価指摘事項の重要度を決定

指摘事項の重要度を決定10- 362 -

スクリーンアウトできる。

Yes
緑判定図 5.1 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ〇 改正履歴図 5.1 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

施行

１

11

- 363 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書８
メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 364 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書８

附属書８

メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド

メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書８_r01)

(新設)

改正理由

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目

次

目

次

1. 適用範囲 ......................................................................................... 3

1. 適用範囲 ......................................................................................... 3

2. 安全重要度評価の手順 ...................................................................... 3

2. 安全重要度評価の手順 ...................................................................... 3

添付：用語の定義 ................................................................................... 8

添付：用語の定義 ................................................................................... 8

1．適用範囲1．適用範囲

本附属書は、原子力規制検査において、事業者による施設のメンテナンス活動を実施する際のリスク評価

本附属書は、原子力規制検査において、事業者による施設のメンテナンス活動を実施する際のリスク評価

及び管理に関する検査指摘事項の安全重要度を評価するために用いられる。

及び管理に関する検査指摘事項の安全重要度を評価するために用いられる。

この安全重要度評価は、以下に関連する検査の指摘事項で、軽微よりも重要度が高いと判断されたものであ

この安全重要度評価は、以下に関連する検査の指摘事項で、軽微よりも重要度が高いと判断されたものである。

る。
進行中又は完了済みのメンテナンス活動に対する事業者のプラントリスクの過小評価又はリスク評

進行中又は完了済みのメンテナンス活動に対する事業者のプラントリスクの過小評価又はリスク評

価の欠如

価の欠如

事業者のメンテナンス活動に関連するリスク評価及び管理に係る手順の確立及びそれに基づく一連事業者のメンテナンス活動に関連するリスク評価及び管理に係る手順の確立及びそれに基づく一連の活動（以下、「リスク管理活動（RMA）」という。
）の不適切な実施の活動（以下、「リスク管理活動（RMA）」という。
）の不適切な実施

個々の検査指摘事項を「緑」
、
「白」、
「黄」
、
「赤」のいずれかの重要度に分類するためにフローチャート 1

個々の検査指摘事項を「緑」、
「白」、
「黄」、
「赤」のいずれかの重要度に分類するためにフローチャート 1

及び 2 を参考に用いる。なお、この安全重要度評価において用いられる想定かつ用語の定義については添

及び 2 を参考に用いる。なお、この安全重要度評価において用いられる想定かつ用語の定義については添付付に記載している。

に記載している。

2．安全重要度評価の手順

2．安全重要度評価の手順

注：メンテナンス活動に際して定性的な分析を活用している場合、又は定量的なリスク評価を

注：メンテナンス活動に際して定性的な分析を活用している場合、又は定量的なリスク評価を実施している場合でも、原子力規制庁により事業者 PRA モデルの確認が終了していない等

実施している場合でも、原子力規制庁により事業者 PRA モデルの確認が終了していない等の場合には、検査指摘事項の重要度は附属書９の定性的な判断基準又はその他の評価ガイの場合には、検査指摘事項の重要度は附属書９の定性的な判断基準又はその他の評価ガイ

ドを用いて安全重要度評価を実施する。

ドを用いて安全重要度評価を実施する。

手順 2.1：実際のリスクの決定

手順 2.1：実際のリスクの決定

本附属書を用いた安全重要度評価では、その他の評価ガイドによる安全重要度評価で用いられるΔCDF

本附属書を用いた安全重要度評価では、その他の評価ガイドによる安全重要度評価で用いられるΔCDF（年換算による炉心損傷のリスク増加）ではなく、漸進的炉心損傷確率（ICDP）の尺度を用いる。ICDP は（年換算による炉心損傷のリスク増加）ではなく、漸進的炉心損傷確率（ICDP）の尺度を用いる。ICDP はプラントの設定変更が存在した時間の量を説明するものである。添付 1 に、この尺度のための数式を規プラントの設定変更が存在した時間の量を説明するものである。添付 1 に、この尺度のための数式を規定
2- 365 -

定する。

する。

安全重要度は、事業者によるメンテナンスに係る不十分なリスク評価又はリスク管理活動の欠如によ

安全重要度は、事業者によるメンテナンスに係る不十分なリスク評価又はリスク管理活動の欠如によるリスク増加の量を踏まえ評価される。特に、漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）及び漸進的格納容器破るリスク増加の量を踏まえ評価される。特に、漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）及び漸進的格納容器破損確率損失（ICFFD）は、事業者がメンテナンス活動又は設定による一時的リスクの増加について、不十損確率損失（ICFFD）は、事業者がメンテナンス活動又は設定による一時的リスクの増加について、不十分なリスク評価を行ったことによる劣化の安全重要度を評価するのに用いられる。

分なリスク評価を行ったことによる劣化の安全重要度を評価するのに用いられる。

手順 2.1.1：事業者によるリスク評価

手順 2.1.1：事業者によるリスク評価

事業者が不十分なリスク評価を実施した、又は全く実施しなかったと原子力検査官が特定した場合には、実際のメンテナンスリスクの評価のため、CDF が十分かつ正確に評価されなければならない。

事業者が不十分なリスク評価を実施した、又は全く実施しなかったと原子力検査官が特定した場合には、実際のメンテナンスリスクの評価のため、CDF が十分かつ正確に評価されなければならない。

原子力検査官は、事業者が実施したリスク評価について議論を行い、メンテナンスのリスク評価につい原子力検査官は、事業者が実施したリスク評価について議論を行い、メンテナンスのリスク評価について改めて評価を求める。これらについては、例えば①除外したメンテナンスリスク評価を実施させる、②て改めて評価を求める。これらについては、例えば①除外したメンテナンスリスク評価を実施させる、②

評価を再実施させる、③当初のリスク評価を不十分にしたその過誤及び除外を是正する等のいずれかを評価を再実施させる、③当初のリスク評価を不十分にしたその過誤及び除外を是正する等のいずれかを含む複数の方法により得られると考えられる。

含む複数の方法により得られると考えられる。

手順 2.1.2：原子力検査官によるリスク評価

手順 2.1.2：原子力検査官によるリスク評価

原子力検査官は、例えば以下のような事例が確認される等、事業者によるリスク評価の適切性に関して
特定の懸念がある場合、必要に応じて原子力規制庁に対しリスク評価の実施を求める。
a.事業者のリスク評価の手法に顕著な問題等が確認される場合（例：起因事象の頻度に対する変更の可能性に対処しない等）。

原子力検査官は、例えば以下のような事例が確認される等、事業者によるリスク評価の適切性に関して
特定の懸念がある場合、必要に応じて原子力規制庁に対しリスク評価の実施を求める。
a.事業者のリスク評価の手法に顕著な問題等が確認される場合（例：起因事象の頻度に対する変更の可能性に対処しない等）。

b.事業者のリスク評価の手法に品質上の問題が存在する場合（例：プラントの PRA に一致しない）。

b.事業者のリスク評価の手法に品質上の問題が存在する場合（例：プラントの PRA に一致しない）。

c.定量的なリスク評価が不適切な想定及び除外を含んでいる場合。

c.定量的なリスク評価が不適切な想定及び除外を含んでいる場合。

このリスク評価を行うため、検査官は例えば以下のデータ等、本庁に対し必要な情報を提供する。

このリスク評価を行うため、検査官は例えば以下のデータ等、本庁に対し必要な情報を提供する。

a.懸念となる構造、システム、機器（SSC）の設定及び使用から除外されてから再び使用した SSC の実

a.懸念となる構造、システム、機器（SSC）の設定及び使用から除外されてから再び使用した SSC の実

時間

時間

b.起因事象の発生可能性を潜在的に増加させたメンテナンス活動の詳細

b.起因事象の発生可能性を潜在的に増加させたメンテナンス活動の詳細

c.実施された実際の補償行動の詳細c.実施された実際の補償行動の詳細

d.被認可者によるリスク評価

d.被認可者によるリスク評価

手順 2.2：リスク損失の決定

手順 2.2：リスク損失の決定

事業者が全くリスク評価を行わなかった場合、実際のリスク増加（ICDPactual）は、ICDFactual＝事業者が全くリスク評価を行わなかった場合、実際のリスク増加（ICDPactual）は、ICDFactual＝

CDFactual－CDFzero-maintenance の条件において、漸進的 CDF と設定期間の年換算の部分との積となる。

CDFactual－CDFzero-maintenance の条件において、漸進的 CDF と設定期間の年換算の部分との積となる。

[すなわち、ICDPactual＝ICDFactual×（継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）］。

[すなわち、ICDPactual＝ICDFactual×（継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）］。

リスク損失 ICDPD は、事業者のリスク評価の実施に係る不備がリスク評価を行わないことと関係する

リスク損失 ICDPD は、事業者のリスク評価の実施に係る不備がリスク評価を行わないことと関係する

場合、ICDP と等しい。欠陥のあるリスク評価の場合、ICDPactual＞ICDPflawed と仮定すると、リスク損

場合、ICDP と等しい。欠陥のあるリスク評価の場合、ICDPactual＞ICDPflawed と仮定すると、リスク損

失 ICDPD＝ICDPactual－ICDPflawed である。

失 ICDPD＝ICDPactual－ICDPflawed である。

実際に正しく評価された ICDP が 1E-6 よりも大幅に大きい場合（すなわち 1 桁又はそれ以上）、正味の実際に正しく評価された ICDP が 1E-6 よりも大幅に大きい場合（すなわち 1 桁又はそれ以上）、正味のリスク損失は SDP の色を決定する前に、上記で決定したリスク損失（ICDPD）から 1E-6 を引くことによっリスク損失は SDP の色を決定する前に、上記で決定したリスク損失（ICDPD）から 1E-6 を引くことによっ3- 366 -

て決定される。
事業者のリスクの過小評価（又は評価の不実施）の重要度（ICDPD）はその後、フローチャート 1 を参て決定される。
事業者のリスクの過小評価（又は評価の不実施）の重要度（ICDPD）はその後、フローチャート 1 を参照にする。ICFFD の重要度は適用可能であれば、同様の方法で評価する。

照にする。ICFFD の重要度は適用可能であれば、同様の方法で評価する。

手順 2.3：リスク管理活動の評価

手順 2.3：リスク管理活動の評価

適切なリスク管理活動については、以下の事項がメンテナンス活動に関するリスク管理のために用いられる。

適切なリスク管理活動については、以下の事項がメンテナンス活動に関するリスク管理のために用いられる。

・リスクの認識・リスクの認識・メンテナンス活動の継続時間

・メンテナンス活動の継続時間

・リスク重要度の増加

・リスク重要度の増加

・使用できない SSC の安全機能を維持する際、その他の補償手段の確立・使用できない SSC の安全機能を維持する際、その他の補償手段の確立

リスク評価が不十分な場合、又は全く評価されない場合、実施の不備の安全重要度は、本附属書を用いリスク評価が不十分な場合、又は全く評価されない場合、実施の不備の安全重要度は、本附属書を用いて評価される。その結果、リスク認識の欠如によりリスク管理活動を実施できていないことは、リスクのて評価される。その結果、リスク認識の欠如によりリスク管理活動を実施できていないことは、リスクの軽減を何らもたらさない。

軽減を何らもたらさない。

リスクが十分に評価された場合、事業者は通常、決められた手順によって評価済みリスクとして規定さリスクが十分に評価された場合、事業者は通常、決められた手順によって評価済みリスクとして規定されたリスク管理活動を有効に実施する。一定の状況下では、適用可能な特定の補償手段についても技術仕れたリスク管理活動を有効に実施する。一定の状況下では、適用可能な特定の補償手段についても技術仕様書等で規定される。

様書等で規定される。

フローチャート 2 は、上述した一連の要件のいずれかによって規定されたとおり、事業者がリスク管

フローチャート 2 は、上述した一連の要件のいずれかによって規定されたとおり、事業者がリスク管理

理活動の分類を実施できなかったことの重要度を評価するため参照として用いられる。事業者のリスク活動の分類を実施できなかったことの重要度を評価するため参照として用いられる。事業者のリスク管管理活動の妥当性は、事業者が適用可能な実施手順を用いて評価されるべきであり、原子力規制検査によ

理活動の妥当性は、事業者が適用可能な実施手順を用いて評価されるべきであり、原子力規制検査によりりその状況について確認されることになる。

その状況について確認されることになる。

4- 367 -

5

- 368 -

〇 改正履歴

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

改正に伴う修正※

備考

附属書の構成見直し

施行１

添付：用語の定義

添付：用語の定義

事業者は、メンテナンスを行う前に、メンテナンスにより生ずる可能性があるリスクの増大を評価し管理事業者は、メンテナンスを行う前に、メンテナンスにより生ずる可能性があるリスクの増大を評価し管理することが求められる。このリスク評価及びリスク管理活動に係る想定及び定義済み用語を以下に示す。

することが求められる。このリスク評価及びリスク管理活動に係る想定及び定義済み用語を以下に示す。
6- 369 -

1．リスク評価及びリスク管理行動
1．リスク評価及びリスク管理行動
メンテナンス活動のリスク評価の目的は、事業者がメンテナンス活動のリスク、例えば以下の影響を適切

メンテナンス活動のリスク評価の目的は、事業者がメンテナンス活動のリスク、例えば以下の影響を適切に評価することである。

に評価することである。
•直接又は不作為に機器、装置が運転休止による影響。
•直接又は不作為に機器、装置が運転休止による影響。

•SSC の稼働又は性能に影響を及ぼしうる一時的変更又は修正による影響。

•SSC の稼働又は性能に影響を及ぼしうる一時的変更又は修正による影響。

•その他のメンテナンス活動、プラントの条件又は発生による影響。

•その他のメンテナンス活動、プラントの条件又は発生による影響。

•外部事象、内部溢水又は格納容器の健全性による影響。

•外部事象、内部溢水又は格納容器の健全性による影響。
メンテナンス活動のリスク評価は、評価による知見を用いることで生ずるリスクの管理を必要とする。そメンテナンス活動のリスク評価は、評価による知見を用いることで生ずるリスクの管理を必要とする。そのため、事業者によるリスク評価は、メンテナンス活動が実際に実施される際に潜在的なリスク増加を制限のため、事業者によるリスク評価は、メンテナンス活動が実際に実施される際に潜在的なリスク増加を制限

し、リスク管理活動の有効な実施を可能にするため、計画されたメンテナンス活動によるリスクを十分に評し、リスク管理活動の有効な実施を可能にするため、計画されたメンテナンス活動によるリスクを十分に評価すべきである。この評価における複雑さの程度はプラントごとに異なると考えられており、特定のプラン価すべきである。この評価における複雑さの程度はプラントごとに異なると考えられており、特定のプラン

ト内の設定ごとによっても異なるが、これらのリスク評価により、リスク上意味のある活動を特定し、そのト内の設定ごとによっても異なるが、これらのリスク評価により、リスク上意味のある活動を特定し、その継続期間を最小化するための知見を提供すると考えられている。通常、事業者のメンテナンス活動のリスク

継続期間を最小化するための知見を提供すると考えられている。通常、事業者のメンテナンス活動のリスク評価に関して、以下の 2 種類の不備を定義することができる。

評価に関して、以下の 2 種類の不備を定義することができる。
A.適切なリスク評価の実施の失敗：メンテナンス活動の実施に先立つ、適切なリスク評価の実施の失敗にA.適切なリスク評価の実施の失敗：メンテナンス活動の実施に先立つ、適切なリスク評価の実施の失敗には、例えば以下のような事項が含まれており、その結果リスクの過小評価を生ずる。

は、例えば以下のような事項が含まれており、その結果リスクの過小評価を生ずる。
① メンテナンス活動の変更に対するリスク評価の実施の失敗。
① メンテナンス活動の変更に対するリスク評価の実施の失敗。
② 評価されたプラント条件の変更に対するリスク評価の更新の失敗。しかしながら、評価の実施又は再② 評価されたプラント条件の変更に対するリスク評価の更新の失敗。しかしながら、評価の実施又は再評価は、装置の運転復旧又は補償行動をとるために作業員及びメンテナンス要員が時宜を得た行動を評価は、装置の運転復旧又は補償行動をとるために作業員及びメンテナンス要員が時宜を得た行動をとることを妨げ、又は遅延すべきではない。プラントの条件の設定が、リスク評価の実施又は再評価とることを妨げ、又は遅延すべきではない。プラントの条件の設定が、リスク評価の実施又は再評価に先立って復旧された場合、その評価は既に実施済みであれば実施又は再評価される必要はない。

に先立って復旧された場合、その評価は既に実施済みであれば実施又は再評価される必要はない。
③ 影響を受ける（又は関与する）全ての SSC をメンテナンス活動のリスク評価に必要とされる SSC の範③ 影響を受ける（又は関与する）全ての SSC をメンテナンス活動のリスク評価に必要とされる SSC の範囲内に含め、全てのプラント条件又は外部事象（火災・地震を除く）の発止、内部溢水及び格納容器

囲内に含め、全てのプラント条件又は外部事象（火災・地震を除く）の発止、内部溢水及び格納容器の健全性を考慮する（又は適切に考慮する）等のリスク評価の実施の失敗。

の健全性を考慮する（又は適切に考慮する）等のリスク評価の実施の失敗。
④ リスク評価上考慮が必要な起因事象につながる過渡事象を生ずる可能性があるメンテナンス活動の④ リスク評価上考慮が必要な起因事象につながる過渡事象を生ずる可能性があるメンテナンス活動の考慮の失敗。

考慮の失敗。
⑤ リスク評価プロセスの不十分さによる失敗（すなわち、プラント条件の制限を超えた場合、又はその⑤ リスク評価プロセスの不十分さによる失敗（すなわち、プラント条件の制限を超えた場合、又はその評価プロセスが手順に従っていない場合等）。

評価プロセスが手順に従っていない場合等）。
⑥ 原子力規制検査により特定されたメンテナンス活動のリスク評価の不備。
⑥ 原子力規制検査により特定されたメンテナンス活動のリスク評価の不備。
⑦ 原子力規制検査により特定された欠陥のあるリスク評価の実施又はプロセス。
⑦ 原子力規制検査により特定された欠陥のあるリスク評価の実施又はプロセス。
7- 370 -

メンテナンス活動のリスクを過小評価する、又は評価しないことは、炉心損傷頻度（CDF）又は格納
メンテナンス活動のリスクを過小評価する、又は評価しないことは、炉心損傷頻度（CDF）又は格納

容器損傷頻度（CFF）の観点から言えば、想定されるプラント全体のリスクを大幅に増加させることは容器損傷頻度（CFF）の観点から言えば、想定されるプラント全体のリスクを大幅に増加させることはない。しかしながら、リスクを過小評価することは、リスク管理活動を排除し、高いリスクの設定を認ない。しかしながら、リスクを過小評価することは、リスク管理活動を排除し、高いリスクの設定を認

識・補償されないままにするようなリスク認識の欠如を生む可能性がある。評価されていない CDF の増

識・補償されないままにするようなリスク認識の欠如を生む可能性がある。評価されていない CDF の加と高いリスクの設定を必要又は望ましい以上に長く維持することは、被ばく時間を増加させ、それに増加と高いリスクの設定を必要又は望ましい以上に長く維持することは、被ばく時間を増加させ、それよって以下に定義したとおり、漸進的（積分）炉心損傷確率（ICDP）及び漸進的格納容器損傷確率（ICFF）

によって以下に定義したとおり、漸進的（積分）炉心損傷確率（ICDP）及び漸進的格納容器損傷確率を増加させる。評価されていない、又は十分に評価されていないリスクを認識しないことは、直接にリ（ICFF）を増加させる。評価されていない、又は十分に評価されていないリスクを認識しないことは、

スクを増加させる、又は事故若しくは過渡からの回復を妨げる行動又は事象が生ずることにつながる

直接にリスクを増加させる、又は事故若しくは過渡からの回復を妨げる行動又は事象が生ずることに可能性がある。

つながる可能性がある。
B.リスク管理の失敗：提案されたメンテナンス活動のリスク影響の管理に失敗することは、事業者のリス
B.リスク管理の失敗：提案されたメンテナンス活動のリスク影響の管理に失敗することは、事業者のリス

ク管理プログラムの重要な要素の全部又は一部の実施の失敗を意味する。しかしながら、この不備は結ク管理プログラムの重要な要素の全部又は一部の実施の失敗を意味する。しかしながら、この不備は結果として、CDF 又は CFF の観点から言えば、メンテナンス設定の評価済みのリスクに対して新たなリス果として、CDF 又は CFF の観点から言えば、メンテナンス設定の評価済みのリスクに対して新たなリス

ク増加を生むものではない。メンテナンス活動又は設定にまつわるリスクの継続時間を最小化するため

ク増加を生むものではない。メンテナンス活動又は設定にまつわるリスクの継続時間を最小化するための措置が、主要なリスク管理活動である。しかしながら、可能かつ実用的でありながらそのような措置の措置が、主要なリスク管理活動である。しかしながら、可能かつ実用的でありながらそのような措置の実施に失敗することは、高められたリスク条件が残ったまま、ICDP 及び ICFF が更に増加することをの実施に失敗することは、高められたリスク条件が残ったまま、ICDP 及び ICFF が更に増加することを可能にしてしまう。十分かつ適切なリスク管理活動は、特定の設定変更から生ずるリスクを低減するこ可能にしてしまう。十分かつ適切なリスク管理活動は、特定の設定変更から生ずるリスクを低減することができる。

とができる。
2.定
2.定 義

義

以下は、本附属書において用いられる用語の定義である。

以下は、本附属書において用いられる用語の定義である。
漸進的炉心損傷頻度（ICDF）：ICDF は、実際に適切に評価されたメンテナンスリスク（設定特有の CDF）と、
漸進的炉心損傷頻度（ICDF）：ICDF は、実際に適切に評価されたメンテナンスリスク（設定特有の CDF）と、

ゼロメンテナンス CDF との差である。設定特有の CDF 又は ICDF は、利用できないと考えられる運転休止

ゼロメンテナンス CDF との差である。設定特有の CDF 又は ICDF は、利用できないと考えられる運転休止

又は影響を受けた SSC についての年換算のリスクの推定である。漸進的炉心損傷頻度という用語は、Δ

又は影響を受けた SSC についての年換算のリスクの推定である。漸進的炉心損傷頻度という用語は、Δ

CDF 又は CDF 内の変化と同じ意味でも用いられる。

CDF 又は CDF 内の変化と同じ意味でも用いられる。
漸進的格納容器破損頻度（ICFF）：ICFF は、決定可能な場合の、実際に十分に決定されたメンテナンス活動
漸進的格納容器破損頻度（ICFF）：ICFF は、決定可能な場合の、実際に十分に決定されたメンテナンス活動

又は設定特有の CFF と、ゼロメンテナンスモデルの結果との差である。CFF 及び ICFF は、レベル 2 の PRA

又は設定特有の CFF と、ゼロメンテナンスモデルの結果との差である。CFF 及び ICFF は、レベル 2 の PRA

及びリスクツール又はプロセスを所有している場合にのみ、決定可能であることに注意しなければなら及びリスクツール又はプロセスを所有している場合にのみ、決定可能であることに注意しなければならない。算出できる場合、ICFF は ΔCFF 又は CFF の差とも表すことができる。

ない。算出できる場合、ICFF は ΔCFF 又は CFF の差とも表すことができる。
漸進的炉心損傷確率（ICDP）：ICDP は、漸進的 CDF と、設定の継続時間の年換算の部分との積である［すな
漸進的炉心損傷確率（ICDP）：ICDP は、漸進的 CDF と、設定の継続時間の年換算の部分との積である［すなわち、ICDP＝ICDF×（継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）］。ICDP は時折、積分された ICDP 又はわち、ICDP＝ICDF×（継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）］。ICDP は時折、積分された ICDP 又は

積分 ICDP（すなわち、デルタ CDF 又は高いリスク設定が継続するにつれて増加する継続時間で積分され積分 ICDP（すなわち、デルタ CDF 又は高いリスク設定が継続するにつれて増加する継続時間で積分された ICDF）と表される場合があることに注意しなければならない。図 1 は、この概念を図で表したものでた ICDF）と表される場合があることに注意しなければならない。図 1 は、この概念を図で表したもので

ある。

ある。
漸進的格納容器破損確率（ICFP）：ICFP は、漸進的大規模初期放出頻度（ICFF）と、設定の継続時間の年換
漸進的格納容器破損確率（ICFP）：ICFP は、漸進的大規模初期放出頻度（ICFF）と、設定の継続時間の年換算の部分との積である。ICFP＝（ICFF×継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）である。

算の部分との積である。ICFP＝（ICFF×継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）である。
8- 371 -

漸進的炉心損傷頻度損失（ICDFD）：ICDFD は、実際のメンテナンス設定特有の CDF（ICDFactual と呼ばれる）
漸進的炉心損傷頻度損失（ICDFD）：ICDFD は、実際のメンテナンス設定特有の CDF（ICDFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価された（欠陥のある）メンテナンス関連の ICDF（ICDFflawed）と、被認可者によって当初、不十分に評価された（欠陥のある）メンテナンス関連の ICDF（ICDFflawed）との差として定義される ICDF の一部分である。すなわち、ICDFD＝ICDFactual－ICDFflawed と定義されとの差として定義される ICDF の一部分である。すなわち、ICDFD＝ICDFactual－ICDFflawed と定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを評価するのに完全に失敗した場合（すなわち、被認可者

る。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを評価するのに完全に失敗した場合（すなわち、被認可者によるリスク評価が存在しない場合）、ICDFD は ICDF の全体値と等しいことに注意しなければならない。

によるリスク評価が存在しない場合）、ICDFD は ICDF の全体値と等しいことに注意しなければならない。
漸進的格納容器破損頻度損失（ICFFD）：ICFFD は、実際のメンテナンス設定特有の CFF（この定義の目的で漸進的格納容器破損頻度損失（ICFFD）：ICFFD は、実際のメンテナンス設定特有の CFF（この定義の目的では ICFFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価されたメンテナンス関連の ICFF

は ICFFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価されたメンテナンス関連の ICFF（ICFFflawed）との差として定義された ICFF の一部分である。
すなわち、
ICFFD＝ICFFactual－ICFFflawed（ICFFflawed）との差として定義された ICFF の一部分である。
すなわち、
ICFFD＝ICFFactual－ICFFflawedと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを全く評価できず（すなわち、事業者によるリと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを全く評価できず（すなわち、事業者によるリスク評価が存在しない場合）、メンテナンス活動により、又はメンテナンス活動と同時に発生する格納容スク評価が存在しない場合）、メンテナンス活動により、又はメンテナンス活動と同時に発生する格納容器の健全性に対する影響が存在する場合、この影響は質的にも量的にも評価できないことに注意しなけ

器の健全性に対する影響が存在する場合、この影響は質的にも量的にも評価できないことに注意しなけ

ればならない。この場合、ICFFD は ICFF の全体値と等しくなる。

ればならない。この場合、ICFFD は ICFF の全体値と等しくなる。
漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）：ICDPD は、ICDFD と暴露時間（すなわち、評価されていない、若しくは漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）：ICDPD は、ICDFD と暴露時間（すなわち、評価されていない、若しくは不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが評価されていない、若しくは不十

不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが評価されていない、若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分）との積である。すなわち、ICDPD

分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分）との積である。すなわち、ICDPD＝ICDFD×（暴露時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）と定義される。ICDFD と同様に、欠陥のあるリ＝ICDFD×（暴露時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）と定義される。ICDFD と同様に、欠陥のあるリ

スク評価ではなく、リスク評価が存在しない場合、ICDPD は ICDP と等しいことに注意しなければならな

スク評価ではなく、リスク評価が存在しない場合、ICDPD は ICDP と等しいことに注意しなければならない。また、設定の継続時間全体において、リスクが評価されていない、又は不十分に評価されたままであい。また、設定の継続時間全体において、リスクが評価されていない、又は不十分に評価されたままである場合、暴露時間が継続時間と等しいことにも注意しなければならない。図 2 はこの概念を図で表したもる場合、暴露時間が継続時間と等しいことにも注意しなければならない。図 2 はこの概念を図で表したのである。

ものである。
漸進的格納容器破損確率損失（ICFPD）：ICFPD は、ICFFD と、評価されていない、若しくは不十分に評価さ漸進的格納容器破損確率損失（ICFPD）：ICFPD は、ICFFD と、評価されていない、若しくは不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが（ICFF 又は ICFP の観点から）評価されていない、
9- 372 -

れた設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが（ICFF 又は ICFP の観点から）評価されていな若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分との積である。

い、若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分との積である。

ゼロメンテナンス CDF（リスク）：PRA にモデル化された全ての SSC が利用可能と考えられる場合のプラン
ゼロメンテナンス CDF（リスク）：PRA にモデル化された全ての SSC が利用可能と考えられる場合のプラン

トの基準値設定の CDF の推定値。

トの基準値設定の CDF の推定値。
ベースライン CDF（リスク）：年平均のメンテナンス（防止及び是正メンテナンス）利用不可能性データ及ベースライン CDF（リスク）：年平均のメンテナンス（防止及び是正メンテナンス）利用不可能性データ及びプラント特有の信頼性データ（失敗率）を考慮する PRA モデルから生ずる CDF の推定値。

びプラント特有の信頼性データ（失敗率）を考慮する PRA モデルから生ずる CDF の推定値。
なお、まだ開始されていない作業に対する不十分なリスク評価又はリスク管理は、事業者による実施の

なお、まだ開始されていない作業に対する不十分なリスク評価又はリスク管理は、事業者による実施の不備であり、これまでのリスク評価やリスク管理活動における不備を示すものであることに注意しなけ

不備であり、これまでのリスク評価やリスク管理活動における不備を示すものであることに注意しなけ

ればならない。本附属書は、この種類の実施の不備の重要度を決定するのには適していない。この種類のればならない。本附属書は、この種類の実施の不備の重要度を決定するのには適していない。この種類の問題は通常の原子力安全に関する評価ガイドのフェーズ 1 スクリーニングに従って、緑と判断されると問題は通常の原子力安全に関する評価ガイドのフェーズ 1 スクリーニングに従って、緑と判断されると考えられる。

考えられる。

10- 373 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書９
定性的な判断基準による重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 374 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書９

附属書９

定性的な判断基準による重要度評価ガイド

定性的な判断基準による重要度評価ガイド(GI0007_附属書９_r01)

(新設)

改正理由

改正に伴う修正※
附属書の構成見直し

目

次

目

次

1. 目 的 ........................................................................................... 3

1. 目 的 ........................................................................................... 3

2. 基本的な考え方............................................................................... 3

2. 基本的な考え方............................................................................... 3

3. 適 用............................................................................................. 3

3. 適 用............................................................................................. 3

4. 評価手順........................................................................................ 4

4. 評価手順........................................................................................ 4

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

添付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

添付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

1.

1.

目 的

目 的

本附属書は、実用発電用原子炉施設又は核燃料施設等において、原子力施設安全及び放射線安全に係る監本附属書は、実用発電用原子炉施設又は核燃料施設等において、原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（大分類）に関連付けられた検査指摘事項の安全重要度を評価する際、他の附属書において規定されてい視領域（大分類）に関連付けられた検査指摘事項の安全重要度を評価する際、他の附属書において規定されている安全重要度評価の手法では、所定の評価期間内において、当該検査指摘事項の状況を適切に評価できない場

る安全重要度評価の手法では、所定の評価期間内において、当該検査指摘事項の状況を適切に評価できない場

合、評価モデルや他の不確実性により合理的に安全重要度を見積もることができない場合、又は核燃料施設等に合、評価モデルや他の不確実性により合理的に安全重要度を見積もることができない場合、又は核燃料施設等における原子力安全に係る検査指摘事項の評価をする場合に使用する。

おける原子力安全に係る検査指摘事項の評価をする場合に使用する。

しかし、単に、他の附属書を適用した結果が適当ではない（安全重要度が高すぎる又は低すぎる）と考えられるこ

しかし、単に、他の附属書を適用した結果が適当ではない（安全重要度が高すぎる又は低すぎる）と考えられることを理由として、本附属書を適用することは避けるべきであり、そのような場合は、重要度評価・規制措置会合（ＳＥＲとを理由として、本附属書を適用することは避けるべきであり、そのような場合は、重要度評価・規制対応措置会合Ｐ）において他の附属書を適用した結果が適当ではないと判断できる根拠を明らかにした上で、本附属書の適用に（ＳＥＲＰ）において他の附属書を適用した結果が適当ではないと判断できる根拠を明らかにした上で、本附属書の係る意思決定を行うべきである。

適用に係る意思決定を行うべきである。

2.

2.

基本的な考え方

基本的な考え方

原子力施設で検出される検査指摘事項は、設備又は事業者の活動に対し多種多様な様態の性能劣化を生じさ原子力施設で検出される検査指摘事項は、設備又は事業者の活動に対し多種多様な様態の性能劣化を生じさせる可能性があり、あらかじめ用意された安全重要度評価の手法によって適切な期間内に監視領域に対する影響せる可能性があり、あらかじめ用意された安全重要度評価の手法によって適切な期間内に監視領域に対する影響の大きさを評価することが困難な場合がある。そのような場合、検査指摘事項の安全重要度は、定性的な工学的判の大きさを評価することが困難な場合がある。そのような場合、検査指摘事項の安全重要度は、定性的な工学的判

断と規制監視の経験を用いて決定されることとなるが、それはリスク情報を活用した意思決定方法として許容される

断と規制監視の経験を用いて決定されることとなるが、それはリスク情報を活用した意思決定方法として許容されるべきものである。

べきものである。

また、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度を評価するための手法として、確率論的リス

また、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度を評価するための手法として、確率論的リス

ク評価（Probabilistic Risk Assessment、以下「ＰＲＡ」という。）手法を適用すべき検査指摘事項に対しても、原子力施ク評価（Probabilistic Risk Assessment、以下「ＰＲＡ」という。）手法を適用すべき検査指摘事項に対しても、原子力施設のＰＲＡモデルが未整備である場合、劣化状態に係る状況が複雑である場合、整備済のＰＲＡモデルが劣化状態

設のＰＲＡモデルが未整備である場合、劣化状態に係る状況が複雑である場合、整備済のＰＲＡモデルが劣化状態と事故の因果関係を模擬できない場合、炉心損傷頻度若しくは格納容器機能喪失頻度が適切な指標とならない場と事故の因果関係を模擬できない場合、炉心損傷頻度若しくは格納容器機能喪失頻度が適切な指標とならない場

合等、ＰＲＡ手法による安全重要度評価が適当ではない場合がある。

合等、ＰＲＡ手法による安全重要度評価が適当ではない場合がある。
2- 375 -

記載の適正化（誤記）

さらに、核燃料施設等における原子力安全に係る検査指摘事項の安全重要度を評価する場合は、他の附属書

さらに、核燃料施設等における原子力安全に係る検査指摘事項の安全重要度を評価する場合は、他の附属書において示されている実用発電用原子炉施設における原子力安全に係る安全重要度評価の手法を直接適用するにおいて示されている実用発電用原子炉施設における原子力安全に係る安全重要度評価の手法を直接適用する

ことは適当ではない。

ことは適当ではない。

本附属書は、このような場合に備え、原子力規制庁が検査指摘事項に係る安全重要度の評価を行う際に、定性本附属書は、このような場合に備え、原子力規制庁が検査指摘事項に係る安全重要度の評価を行う際に、定性的又は定量的な指標を用いてリスク情報を表現し、適切な期間内に意思決定を行うための一貫性のある手順につ的又は定量的な指標を用いてリスク情報を表現し、適切な期間内に意思決定を行うための一貫性のある手順について指針を示すものである。

いて指針を示すものである。

3.

3.

適 用
本附属書は、下記のような場合に適用される。

適 用
本附属書は、下記のような場合に適用される。

a 他の附属書において本附属書を適用することが示されている場合

a 他の附属書において本附属書を適用することが示されている場合

b 他の附属書においてＰＲＡ手法を適用することが示されているものの、対象原子炉施設に係るＰＲＡモデル

b 他の附属書においてＰＲＡ手法を適用することが示されているものの、対象原子炉施設に係るＰＲＡモデルが未整備であり、又は適切性が確認されていない場合が未整備であり、又は適切性が確認されていない場合

c 他の附属書においてＰＲＡ手法を適用することが示されているものの、ＰＲＡ手法の適用が適当でないと判

c 他の附属書においてＰＲＡ手法を適用することが示されているものの、ＰＲＡ手法の適用が適当でないと判断できる場合断できる場合d 他の附属書による評価手法を適用することが適当でないと判断できる場合

d 他の附属書による評価手法を適用することが適当でないと判断できる場合

e 核燃料施設等に係る検査指摘事項を評価する場合

e 核燃料施設等に係る検査指摘事項を評価する場合

本附属書を適用する場合は慎重な検討が必要であることから、評価担当者が c 又は d に該当すると判断した場

本附属書を適用する場合は慎重な検討が必要であることから、評価担当者が c 又は d に該当すると判断した場

合は、予備的なＳＥＲＰを開催し、その判断に係る合理的な理由を示した上で、本附属書の適用可否について意思合は、予備的なＳＥＲＰを開催し、その判断に係る合理的な理由を示した上で、本附属書の適用可否について意思決定を行う。

決定を行う。

本附属書を適用する場合の例としては、他の附属書の評価手法を適用するために新たに研究、実験、調査、専本附属書を適用する場合の例としては、他の附属書の評価手法を適用するために新たに研究、実験、調査、専門家意見の聴取等が必要な場合や、これらを行った結果適切な期間内に意思決定が不可能となる場合が挙げられ門家意見の聴取等が必要な場合や、これらを行った結果適切な期間内に意思決定が不可能となる場合が挙げられ

る。

る。

4.

評価手順
4.1 初期境界評価

4.

評価手順
4.1 初期境界評価(1) 実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合は、当該事項に関する定性的及び定量的な情報(1) 実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合は、当該事項に関する定性的及び定量的な情報を基に、保守的な条件（現実との条件とは一致しないが、安全重要度評価の結果が現実の状況を上回を基に、保守的な条件（現実との条件とは一致しないが、安全重要度評価の結果が現実の状況を上回ることがないような条件）を仮定した場合の境界評価の実施を検討し、境界評価によって検査指摘事項

ることがないような条件）を仮定した場合の境界評価の実施を検討し、境界評価によって検査指摘事項

が「緑」となった場合は、安全重要度評価を終了する。

が「緑」となった場合は、安全重要度評価を終了する。

(2) 核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合(2) 核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合であって境界評価が困難な場合又は境界評価によって検査指摘事項の安全重要度が「緑」を超える可であって境界評価が困難な場合又は境界評価によって検査指摘事項の安全重要度が「緑」を超える可能性があることが示される場合は、次項に進む。

能性があることが示される場合は、次項に進む。

4.2 検査指摘事項に係る指標の評価

4.2 検査指摘事項に係る指標の評価(1) 核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合(1) 核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合であって境界評価が困難な場合又は安全重要度が「緑」を超える可能性がある検査指摘事項について

であって境界評価が困難な場合又は安全重要度が「緑」を超える可能性がある検査指摘事項については、以下の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、その他の考慮するべき情報を含め、は、以下の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、その他の考慮するべき情報を含め、総合的に考慮した上で検査指摘事項の安全重要度を評価する。

総合的に考慮した上で検査指摘事項の安全重要度を評価する。

特に、核燃料施設等においては、参考に示す「核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設安全）

特に、核燃料施設等においては、参考に示す「核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設安全）3- 376 -

の視点」も考慮する。

の視点」も考慮する。

a 原子力施設の深層防護に対する影響

a 原子力施設の深層防護に対する影響

b 設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

b 設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

c パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

c パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

d 劣化状態の継続期間

d 劣化状態の継続期間

e 事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性

e 事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性

f 劣化状態に対する事業者の検出能力

f 劣化状態に対する事業者の検出能力

g 事業者の是正処置及び予防処置の有効性

g 事業者の是正処置及び予防処置の有効性(2) 実用発電用原子炉施設に係る検査指摘事項に対し、(1)の指標及び安全重要度の評価を行う際、一定(2) 実用発電用原子炉施設に係る検査指摘事項に対し、(1)の指標及び安全重要度の評価を行う際、一定の客観性及び説明性を確保する観点から、添付１に示す「発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基の客観性及び説明性を確保する観点から、添付１に示す「発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法」を用いることができる。なお、核燃料施設等についても、添付１を参考にする

準に対する点数評価手法」を用いることができる。なお、核燃料施設等についても、添付１を参考にすることができる。

ことができる。

4.3 評価根拠の文書化

4.3 評価根拠の文書化(1) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」を超える安全重要度となった場合、評価の根拠と(1) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」を超える安全重要度となった場合、評価の根拠となった全ての情報を表 4.3-1 の様式を用いて文書化し、ＳＥＲＰにおいて提示した上で、安全重要度のなった全ての情報を表 4.3-1 の様式を用いて文書化し、ＳＥＲＰにおいて提示した上で、安全重要度の評価に係る意思決定を行う。

評価に係る意思決定を行う。

(2) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」となった場合、評価の根拠となった全ての情報を(2) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」となった場合、評価の根拠となった全ての情報を報告書に記載する。

報告書に記載する。

表 4.3-1 定性的基準を用いた安全重要度評価に係る判断根拠評価に用いる指標等

適用可能な
指標か

指標の状態を表す情報及び評価表 4.3-1 定性的基準を用いた安全重要度評価に係る判断根拠評価に用いる指標等

検査指摘事項に対する境界評価の結果

検査指摘事項に対する境界評価の結果

原子力施設の深層防護に対する影響

原子力施設の深層防護に対する影響

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

劣化状態の継続期間

劣化状態の継続期間

4- 377 -

適用可能な指標か指標の状態を表す情報及び評価

事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性

事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性

劣化状態に対する事業者の検出能力劣化状態に対する事業者の検出
能力

事業者の是正処置及び予防処
置の有効性

事業者の是正処置及び予防処
置の有効性

その他考慮すべき情報

その他考慮すべき情報

安全重要度評価結果（色）：安全重要度評価結果（色）：〇 改正履歴

（新設）

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

附属書の構成見直し

施行

１

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

1. 基本的な考え方

1. 基本的な考え方

本評価手法は、発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度評価を行う際、「安全重要度評価プロ

本評価手法は、発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度評価を行う際、「安全重要度評価プロ

セスに関するガイド」の附属書９「定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド」を適用する場合において、一セスに関するガイド」の附属書９「定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド」を適用する場合において、一定の客観性及び説明性を確保するため、リスクを表す定性的基準に対する発電用原子炉施設の状態を定量化（点定の客観性及び説明性を確保するため、リスクを表す定性的基準に対する発電用原子炉施設の状態を定量化（点数化）し、安全重要度を判断する際の参考情報を提供することを目的としている。

数化）し、安全重要度を判断する際の参考情報を提供することを目的としている。

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって影響を受けた発電用原子炉施設の安全機能に着眼

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって影響を受けた発電用原子炉施設の安全機能に着眼し、下記①から③の定性的基準の指標に対してそれぞれ点数評価を行い、合算した評価値（以下「指標統合値」とし、下記①から③の定性的基準の指標に対してそれぞれ点数評価を行い、合算した評価値（以下「指標統合値」という。）を算定する。ここでいう安全機能とは、監視領域の目的を達成するために、所定の性能を発揮することが必要いう。）を算定する。ここでいう安全機能とは、監視領域の目的を達成するために、所定の性能を発揮することが必要な設備と当該設備の性能発揮に必要な発電用原子炉設置者（以下、本添付１において「事業者」という。）の活動にな設備と当該設備の性能発揮に必要な発電用原子炉設置者（以下、本添付１において「事業者」という。）の活動に

より達成される、発電用原子炉施設の安全維持のための機能である。

より達成される、発電用原子炉施設の安全維持のための機能である。

①発電用原子炉施設の安全確保状態①発電用原子炉施設の安全確保状態②劣化状態の継続期間②劣化状態の継続期間③事業者の改善措置能力③事業者の改善措置能力
これらの定性的基準に対する点数評価は、事業者のＰＲＡモデルを用いて原子力規制庁が実施した試計算結果

これらの定性的基準に対する点数評価は、事業者のＰＲＡモデルを用いて原子力規制庁が実施した試計算結果
１を踏まえ、検査指摘事項による劣化状態が表 1-1 のような場合、およそ右の安全重要度と評価されるように設定を改正に伴う修正※

１を踏まえ、検査指摘事項による劣化状態が表 1-1 のような場合、およそ右の安全重要度と評価されるように設定を
5- 378 -

行った。

行った。
表 1-1 点数評価の水準

表 1-1 点数評価の水準

定性的基準

検査指摘事項による劣化状態

安全重要度の程度

定性的基準

検査指摘事項による劣化状態

安全重要度の程度

安全確保

１０日間、単一の安全機能が劣化状態になった場合

緑

安全確保

１０日間、単一の安全機能が劣化状態になった場合

緑状態

１０日間、単一の安全機能が喪失した場合

白状態

１０日間、単一の安全機能が喪失した場合

白

１０日間、２つ以上の安全機能が喪失した場合

黄１０日間、２つ以上の安全機能が喪失した場合

黄劣化状態の継続期間が１００日

安全重要度の程度

劣化状態の継続期間が１００日

安全重要度の程度（上記１０日に対して１０倍）になった場合を１つ上げる（上記１０日に対して１０倍）になった場合を１つ上げる

継続期間

継続期間

──────

──────

１

四国電力（株）伊方発電所のＰＲＡモデルを使用し、高圧炉心注入系、低圧炉心注入系及び非常用ディーゼル発

１

電機の機能喪失を仮定した評価を実施

電機の機能喪失を仮定した評価を実施

2. 評価手順2. 評価手順

2.1 影響を受けた安全機能及び事故シナリオの特定

2.1 影響を受けた安全機能及び事故シナリオの特定検査指摘事項により影響を受けた安全機能を抽出し、影響を受けた期間の発電用原子炉施設の状態において、本来維持されるべき安全機能が劣化することにより影響を受ける事故シナリオを特定する。

四国電力（株）伊方発電所のＰＲＡモデルを使用し、高圧炉心注入系、低圧炉心注入系及び非常用ディーゼル発

検査指摘事項により影響を受けた安全機能を抽出し、影響を受けた期間の発電用原子炉施設の状態において、本来維持されるべき安全機能が劣化することにより影響を受ける事故シナリオを特定する。

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）により劣化状態となった設備又は活動が、劣化状態が継続

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）により劣化状態となった設備又は活動が、劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態（出力運転中、燃料交換作業中、長期停止中等）において維持されるしていた期間の発電用原子炉施設の状態（出力運転中、燃料交換作業中、長期停止中等）において維持されるべき安全機能に対しどのような役割を担っているのかを確認し、当該安全機能の劣化により事故の発生防止、影べき安全機能に対しどのような役割を担っているのかを確認し、当該安全機能の劣化により事故の発生防止、影響緩和又はその両方に直接的に影響を及ぼすことが明確であるような事故シナリオを特定する。

響緩和又はその両方に直接的に影響を及ぼすことが明確であるような事故シナリオを特定する。

【留意点】

【留意点】

○事故シナリオを特定する際は、評価時点で可能な範囲において、起因事象の発生頻度、発○事故シナリオを特定する際は、評価時点で可能な範囲において、起因事象の発生頻度、発電用原子炉施設の状態、事故対応が失敗した場合の結果（炉心損傷、格納容器損傷等）

電用原子炉施設の状態、事故対応が失敗した場合の結果（炉心損傷、格納容器損傷等）

等について事実関係を整理した上で、事業者の認識についても確認する。

等について事実関係を整理した上で、事業者の認識についても確認する。

2.2 発電用原子炉施設の安全確保状態の評価
発電用原子炉施設の安全確保状態を評価する上で、考慮する要素として（ａ）安全裕度、（ｂ）深層防護及び（ｃ）
共通要因を対象として点数評価を行う。

2.2 発電用原子炉施設の安全確保状態の評価
発電用原子炉施設の安全確保状態を評価する上で、考慮する要素として（ａ）安全裕度、（ｂ）深層防護及び（ｃ）
共通要因を対象として点数評価を行う。
6- 379 -

（ａ）安全裕度（ａ）安全裕度特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、検査特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能の劣化の程度について評価を行う。評価点数は、０点から４

指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能の劣化の程度について評価を行う。評価点数は、０点から４点までとし、劣化の程度に応じた点数とする（当該安全機能が果たすべき性能を喪失している状態を４点とす

点までとし、劣化の程度に応じた点数とする（当該安全機能が果たすべき性能を喪失している状態を４点とす

る）。

る）。

具体的には、劣化状態にあった設備又は活動に関し、具体的には、劣化状態にあった設備又は活動に関し、・ 事業者が定めた運用上維持すべき状態

・ 事業者が定めた運用上維持すべき状態

・ 許認可等において技術基準等の要求事項を満足するものとして設定された性能を維持している状態

・ 許認可等において技術基準等の要求事項を満足するものとして設定された性能を維持している状態

・ 劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態において、特定した事故シナリオに対し事・ 劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態において、特定した事故シナリオに対し事故対応が可能な状態のいずれの状態に該当するのかについて、許認可申請書等の関係図書、事業者の設計文書等を調査の故対応が可能な状態のいずれの状態に該当するのかについて、許認可申請書等の関係図書、事業者の設計文書等を調査の上、事実関係を整理し劣化状態の評価を行う。

上、事実関係を整理し劣化状態の評価を行う。

【留意点】

【留意点】

○維持すべき安全機能の性能を実際の設備又は活動がどのように担保しているかについて、○維持すべき安全機能の性能を実際の設備又は活動がどのように担保しているかについて、許認可申請書等の関連図書を十分に確認する必要がある。

許認可申請書等の関連図書を十分に確認する必要がある。

○単一の安全機能に対し２つ以上の系統をもって担保する設計としている場合、劣化した系○単一の安全機能に対し２つ以上の系統をもって担保する設計としている場合、劣化した系

統以外の系統が健全であることについて十分な根拠に基づき立証可能である場合には、劣統以外の系統が健全であることについて十分な根拠に基づき立証可能である場合には、劣化状態の評価点数を１／２に減ずることができる。

化状態の評価点数を１／２に減ずることができる。

（ｂ）深層防護（ｂ）深層防護特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、（ａ）で特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、（ａ）で評価の対象とした安全機能以外にも、同一の検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能が存在す

評価の対象とした安全機能以外にも、同一の検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能が存在する場合は、それらに対しても（ａ）と同様の評価を行い、全ての点数を合算する。

る場合は、それらに対しても（ａ）と同様の評価を行い、全ての点数を合算する。

【留意点】

【留意点】

○共通の検査指摘事項に起因しない安全機能の性能低下が発生した場合については、点数○共通の検査指摘事項に起因しない安全機能の性能低下が発生した場合については、点数

評価を合算する対象とはしない。例えば、ある設備の系統Ａが劣化状態にあった期間中に、評価を合算する対象とはしない。例えば、ある設備の系統Ａが劣化状態にあった期間中に、全く別の要因によって系統Ｂが運転上の制限を逸脱した場合は、２系統の機能劣化として全く別の要因によって系統Ｂが運転上の制限を逸脱した場合は、２系統の機能劣化として取り扱うのではなく、それぞれの要因ごとに評価を行う。

取り扱うのではなく、それぞれの要因ごとに評価を行う。

（ｃ）共通要因（ｃ）共通要因

特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、（ａ）又特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、（ａ）又は（ｂ）において評価した安全機能の劣化状態に対して明確な共通要因を有する安全機能が存在する場合は（ｂ）において評価した安全機能の劣化状態に対して明確な共通要因を有する安全機能が存在する場合

は、その安全機能ごとに１点を加点する。

は、その安全機能ごとに１点を加点する。

具体的には、ある検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって設備又は活動が劣化状態になった場合、具体的には、ある検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって設備又は活動が劣化状態になった場合、当該パフォーマンス劣化又は劣化状態が、他の安全機能を有する設備又は活動の性能に対して明確に影

当該パフォーマンス劣化又は劣化状態が、他の安全機能を有する設備又は活動の性能に対して明確に影響しうる共通要因が存在すると判断できる場合にのみ加点を行う。

響しうる共通要因が存在すると判断できる場合にのみ加点を行う。
7- 380 -

【留意点】【留意点】○ここで評価の対象とする共通要因は、安全機能の劣化状態を生じさせた直接的な原因に関○ここで評価の対象とする共通要因は、安全機能の劣化状態を生じさせた直接的な原因に関するものであって、背景要因や組織的要因など間接的なものを共通要因として考慮することするものであって、背景要因や組織的要因など間接的なものを共通要因として考慮すること

はしない。

はしない。

2.3 劣化状態の継続期間の評価

2.3 劣化状態の継続期間の評価

劣化状態の継続期間を評価する上で、考慮する要素として（ａ）継続期間及び（ｂ）対応可能性を対象として点数評価を行う。

劣化状態の継続期間を評価する上で、考慮する要素として（ａ）継続期間及び（ｂ）対応可能性を対象として点数評価を行う。

（ａ）継続期間（ａ）継続期間

2.2 において評価した発電用原子炉施設の安全確保状態を踏まえ、安全機能が劣化状態にあった期間（劣化状態になった時点から正常な状態に復帰した時点までの期間）を評価する。

2.2 において評価した発電用原子炉施設の安全確保状態を踏まえ、安全機能が劣化状態にあった期間（劣化状態になった時点から正常な状態に復帰した時点までの期間）を評価する。

具体的には、本評価手法の基準とした継続期間１０日を０点とし、期間が１０倍になった１００日を４点と評価

具体的には、本評価手法の基準とした継続期間１０日を０点とし、期間が１０倍になった１００日を４点と評価する。この考え方は確率論的リスク評価手法の「暴露期間」と同様であり、下記表 2.3-1 の点数を目安としてする。この考え方は確率論的リスク評価手法の「暴露期間」と同様であり、下記表 2.3-1 の点数を目安として評価を行う。

評価を行う。
表 2.3-1 継続期間の目安

表 2.3-1 継続期間の目安

継続期間の目安点数

継続期間の目安

点数

１０日間

０点

１０日間

０点

２０日間

１点

２０日間

１点

３０日間

２点

３０日間

２点

６０日間

３点

６０日間

３点

１００日間

４点

１００日間

４点

１８０日間

５点

１８０日間

５点

３００日間

６点

３００日間

６点

【留意点】

【留意点】

○継続期間の点数は、常用対数の式（log10(日数)×4－4）から導出することが可能であるが、○継続期間の点数は、常用対数の式（log10(日数)×4－4）から導出することが可能であるが、定性的な安全重要度評価の主旨を踏まえると、精緻な数値とするべきではないことから、加定性的な安全重要度評価の主旨を踏まえると、精緻な数値とするべきではないことから、加算する点数はあくまで整数として取り扱うべきである。

算する点数はあくまで整数として取り扱うべきである。

（ｂ）回復可能性（ｂ）回復可能性

特定した事故シナリオにおいて、万一起因事象が発生した際、事業者の事故対応の中で安全機能の劣化特定した事故シナリオにおいて、万一起因事象が発生した際、事業者の事故対応の中で安全機能の劣化状態が当然に検出可能であり、また、その安全機能が性能発揮を要求される時点までに安全機能を復旧で状態が当然に検出可能であり、また、その安全機能が性能発揮を要求される時点までに安全機能を復旧できることを事業者が十分な根拠に基づき立証できる場合は、事故の発生確率を相当程度に低下させることがきることを事業者が十分な根拠に基づき立証できる場合は、事故の発生確率を相当程度に低下させることができるものとして評価し、継続期間の点数を１／２に減ずる。

できるものとして評価し、継続期間の点数を１／２に減ずる。

【留意点】

【留意点】

○「安全機能の劣化状態が当然に検出可能」とは、例えば、○「安全機能の劣化状態が当然に検出可能」とは、例えば、・ 安全機能を有する設備が動作する前に警報装置等で異常が認知できる・ 安全機能を有する設備が動作する前に警報装置等で異常が認知できる
8- 381 -

・ 事故対処に係る手順書の中で状態を確認する行為が規定されている

・ 事故対処に係る手順書の中で状態を確認する行為が規定されているなどが挙げられる。

などが挙げられる。

2.4 事業者の改善措置能力の評価

2.4 事業者の改善措置能力の評価

事業者の改善措置能力を評価する上で、考慮する要素として（ａ）検査指摘事項の特定者、（ｂ）是正処置計画の適切性、（ｃ）過去の是正処置の有効性及び（ｄ）過去の予防処置の有効性を対象として点数評価を行う。
（ａ）検査指摘事項の特定者
事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出し、適切に検査指摘事項（パフォーマンス劣

事業者の改善措置能力を評価する上で、考慮する要素として（ａ）検査指摘事項の特定者、（ｂ）是正処置計画の適切性、（ｃ）過去の是正処置の有効性及び（ｄ）過去の予防処置の有効性を対象として点数評価を行う。
（ａ）検査指摘事項の特定者
事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出し、適切に検査指摘事項（パフォーマンス劣化）として評価及び特定をしていた場合は、１点を減点する。

化）として評価及び特定をしていた場合は、１点を減点する。

【留意点】

【留意点】

○「事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出」した場合とは、例えば、事業○「事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出」した場合とは、例えば、事業者自らが自主点検等の安全活動によって設備の劣化状態を検出した場合などが挙げられ者自らが自主点検等の安全活動によって設備の劣化状態を検出した場合などが挙げられる。一方、油脂類の漏えいや異音など明らかな設備異常が確認された場合、事業者より先る。一方、油脂類の漏えいや異音など明らかな設備異常が確認された場合、事業者より先に原子力検査官が検出した場合、運転上の制限を逸脱していないことを確認するためのサに原子力検査官が検出した場合、運転上の制限を逸脱していないことを確認するためのサーベイランス試験で判明した場合、実際に安全機能が要求された時点で判明した場合等はーベイランス試験で判明した場合、実際に安全機能が要求された時点で判明した場合等は該当しない。

該当しない。

（ｂ）是正処置計画の適切性
原子力検査官が検査指摘事項を検出した時点において、既に事業者が是正の取組を進めており、その内（ｂ）是正処置計画の適切性
原子力検査官が検査指摘事項を検出した時点において、既に事業者が是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合は、１点を減点する。

容が妥当なものと判断できる場合は、１点を減点する。

【留意点】

【留意点】

○「是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合」とは、例えば、○「是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合」とは、例えば、・ 不適合（劣化状態）の状況が適切に認識され、対応策が検討され、又は既に示されてい・ 不適合（劣化状態）の状況が適切に認識され、対応策が検討され、又は既に示されている

る・ 不適合への対処が完了し、又はその計画が示されている・ 不適合への対処が完了し、又はその計画が示されている

・ 必要な原因調査に関する計画が示されている

・ 必要な原因調査に関する計画が示されている・ 原因が特定されている場合は、是正処置の計画が示されている・ 原因が特定されている場合は、是正処置の計画が示されているなど、事業者が是正処置に係る適切な対策又はその方針を意思決定し、組織内で共有してなど、事業者が是正処置に係る適切な対策又はその方針を意思決定し、組織内で共有していると判断できる場合をいう。

いると判断できる場合をいう。

（ｃ）過去の是正処置の有効性（ｃ）過去の是正処置の有効性

過去に、当該施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わらず、

過去に、当該施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わらず、適切な是正処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる場合は、１

適切な是正処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる場合は、１点を加点する。

点を加点する。

【留意点】

【留意点】

○「同様のパフォーマンス劣化」とは、劣化状態の直接原因が同様のもの、という意味であり、○「同様のパフォーマンス劣化」とは、劣化状態の直接原因が同様のもの、という意味であり、
9- 382 -

必ずしも同一の設備又は活動に係る検査指摘事項に限定されるものではない。

必ずしも同一の設備又は活動に係る検査指摘事項に限定されるものではない。

○一方、例えば「手順書の不備」という幅広い共通点をもって過去のパフォーマンス劣化と同○一方、例えば「手順書の不備」という幅広い共通点をもって過去のパフォーマンス劣化と同様と判断することは適切ではなく、検査指摘事項の情報をよく整理した上で、過去の是正処様と判断することは適切ではなく、検査指摘事項の情報をよく整理した上で、過去の是正処置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断できる合理的な理由

置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

が必要である。

（ｄ）過去の予防処置の有効性（ｄ）過去の予防処置の有効性

過去に、他施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わらず、適

過去に、他施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わらず、適切な予防処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる場合は、１点切な予防処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる場合は、１点を加点する。

を加点する。

【留意点】

【留意点】

○是正処置の有効性と同様に、過去に他施設の不適合情報に対し事業者が講じた予防処置○是正処置の有効性と同様に、過去に他施設の不適合情報に対し事業者が講じた予防処置についてよく調査した上で、過去の処置が適切に実施されていれば再発を防止することがについてよく調査した上で、過去の処置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

2.5 指標統合値の評価

2.5 指標統合値の評価

2.2 から 2.4 で評価した３つの指標に対する点数を、全て合算したものを指標統合値とする。指標統合値は2.2 から 2.4 で評価した３つの指標に対する点数を、全て合算したものを指標統合値とする。指標統合値は

表 2.5-1 の水準に照らし、安全重要度評価の参考とすることができる。

表 2.5-1 の水準に照らし、安全重要度評価の参考とすることができる。

表 2.5-1 指標統合値と重要度の対応

表 2.5-1 指標統合値と重要度の対応

指標統合値
安全重要度

４点未満
緑

４点以上、

８点以上、

８点未満

１２点未満

白

黄

１２点以上

指標統合値

赤

添付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
核燃料施設等では、実用発電用原子炉施設での PRA 等から得られるリスク情報に相当するものとして、取り扱う
核燃料物質の潜在的な危険性の視点が重要である。
核燃料物質の潜在的な危険性は、核燃料物質そのものが持つ危険性に加えて、液体や固体などの物質の状
態、化学的毒性、有機溶媒などの混在物、温度、圧力などによる危険性がある。

安全重要度

４点未満
緑

４点以上、

８点以上、

８点未満

１２点未満

白

黄

１２点以上
赤

添付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
核燃料施設等では、実用発電用原子炉施設での PRA 等から得られるリスク情報に相当するものとして、取り扱う
核燃料物質の潜在的な危険性の視点が重要である。
核燃料物質の潜在的な危険性は、核燃料物質そのものが持つ危険性に加えて、液体や固体などの物質の状
態、化学的毒性、有機溶媒などの混在物、温度、圧力などによる危険性がある。

例えば、

例えば、

○ウランよりプルトニウムの方が臨界になりやすく比放射能が高い。

○ウランよりプルトニウムの方が臨界になりやすく比放射能が高い。

○液体は、臨界、漏れ及び水素発生などのリスクが高い。

○液体は、臨界、漏れ及び水素発生などのリスクが高い。

○気体及び粉末は臨界にはなりにくいが、飛散するため、吸入のリスクがある。

○気体及び粉末は臨界にはなりにくいが、飛散するため、吸入のリスクがある。

○固体は、取扱いが容易で飛散のリスクが低い。

○固体は、取扱いが容易で飛散のリスクが低い。

○高レベル廃棄物は線量が高く被ばくのリスクが高く、発熱がある。

○高レベル廃棄物は線量が高く被ばくのリスクが高く、発熱がある。

などであり、これらの状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベルを以下の表に示す。

などであり、これらの状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベルを以下の表に示す。

表 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（例）

表 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（例）10- 383 -

気体
液体

気体

（粉末及びエアロゾルを

固体

液体

含む）

（粉末及びエアロゾルを

固体

含む）

プルトニウム

レベル 5

レベル 4

レベル 3

プルトニウム

レベル 5

レベル 4

レベル 3

ウラン（濃縮度 5%超）

レベル 4

レベル 3

レベル 2

ウラン（濃縮度 5%超）

レベル 4

レベル 3

レベル 2

ウラン（濃縮度 5%以下）

レベル 3

レベル 2

レベル 1

ウラン（濃縮度 5%以下）

レベル 3

レベル 2

レベル 1

高レベル廃棄物

レベル 5

レベル 4

レベル 3

高レベル廃棄物

レベル 5

レベル 4

レベル 3

低レベル廃棄物

レベル 3

レベル 2

レベル 1

低レベル廃棄物

レベル 3

レベル 2

レベル 1

その他、核燃料物質の化学的毒性、有機溶媒の混在、温度、圧力などの影響も考慮。
注）本参考は、今後とも性状やレベルの程度等を含め検討を進めるとともに、必要に応じて改訂を行うものとする。

その他、核燃料物質の化学的毒性、有機溶媒の混在、温度、圧力などの影響も考慮。
注）本参考は、今後とも性状やレベルの程度等を含め検討を進めるとともに、必要に応じて改訂を行うものとする。

11- 384 -

原子力規制検査において使用する事業者 PRA モデルの適切性確認ガイド（新旧対照表）1- 385 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力規制検査において使用する事業者 PRA モデル

原子力規制検査において使用する事業者 PRA モデルの適切性確認ガイドの適切性確認ガイド（GI0010_r1）（GI0010_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

－目次－

－目次－

1. 目 的 ............................................................................................................. 2

1. 目 的 ............................................................................................................. 2

2. 適用範囲........................................................................................................... 2

2. 適用範囲........................................................................................................... 2

3. 適切性の確認の基本的な考え方........................................................................... 2

3. 適切性の確認の基本的な考え方........................................................................... 2

4. 原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー.............................................. 3

4. 原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー.............................................. 3

5. 適切性の確認..................................................................................................... 4

5. 適切性の確認..................................................................................................... 4

6. PRA モデルの更新時における適切性の確認............................................................. 4

6. PRA モデルの更新時における適切性の確認............................................................. 4

別添：適切性の確認項目、適切性の確認に係る視点及び適切性の判断基準..................... 5

別添：適切性の確認項目、適切性の確認に係る視点及び適切性の判断基準..................... 5

1．目 的

1．目 的

原子力規制検査で用いるリスク情報を取得する際、事業者が作成した PRA モデルについて原子力規制庁

原子力規制検査で用いるリスク情報を取得する際、事業者が作成した PRA モデルについて原子力規制庁

がその適切性を確認し、必要であればこのモデルに修正を加えた PRA モデルを用いる１)こととしている。

がその適切性を確認し、必要であればこのモデルに修正を加えた PRA モデルを用いる１こととしている。

本ガイドは、実用発電用原子炉施設を対象とした原子力規制検査において定量的なリスク評価を行う際

本ガイドは、実用発電用原子炉施設を対象とした原子力規制検査において定量的なリスク評価を行う際

及びリスク情報を取得する際に使用する確率論的リスク評価（以下「PRA」という。
）モデル 1 を確認する

及びリスク情報を取得する際に使用する確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）モデル２を確認する

方法を示すものである。

方法を示すものである。

───────────（削除）───────────
１
第 10 回検査制度の見直しに関する検討チーム、「資料 1 新たな検査制度の運用に向けた検討事項と論点の整理」、平成 30 年 1 月、https://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/kensaseido_minaoshi/00000037.html
２
確率論的リスク評価（PRA）モデルとは、PRA の評価で用いるイベントツリー、フォールトツリー及びパラメータ（起因事象発生頻度、機器故障率、人的過誤確率等）等を指す。

1

確率論的リスク評価（PRA）モデルとは、PRA の評価で用いるイベントツリー、フォールトツリー及びパラメータ（起因事象発生頻度、機器故障率、人的過誤確率等）等を指す。

2- 386 -

改

正後

改正に伴う変更

記載の適正化（誤記）※参考文献の項に整理

2．適用範囲

2．適用範囲本ガイドに示される具体的な適切性の判断基準は、原子力規制検査で使用する事業者が作成した PRA モ

本ガイドに示される具体的な適切性の判断基準は、原子力規制検査で使用する事業者が作成した PRA モ

デルの適切性の確認に対して適用する。また、本ガイドは実用発電用原子炉施設の原子力規制検査に用いる

デルの適切性の確認に対して適用する。また、本ガイドは実用発電用原子炉施設の原子力規制検査に用いる

PRA モデルにのみに適用する。

PRA モデルにのみに適用する。

3．適切性の確認の基本的な考え方

3．適切性の確認の基本的な考え方(1)適切なリスク情報を得るため、原子力規制検査において使用する PRA モデルは、原子炉施設の設計情(1)適切なリスク情報を得るため、原子力規制検査において使用する PRA モデルは、原子炉施設の設計情

報、運転情報及び保守管理情報が反映され、新しい PRA の知見（起因事象の分類、起因事象の発生頻報、運転情報及び保守管理情報が反映され、新しい PRA の知見（起因事象の分類、起因事象の発生頻度、機器故障率、人間信頼性解析手法等の新たな知見）が反映されていることが好ましい。このため、度、機器故障率、人間信頼性解析手法等の新たな知見）が反映されていることが好ましい。このため、原子力規制庁は、PRA に係る安全研究で得た知見 2)、3)、4)、日本原子力学会の PRA 実施基準 5)、6)、米

原子力規制庁は、PRA に係る安全研究で得た知見３、日本原子力学会の PRA 実施基準４、米国機械学

国機械学会及び米国原子力学会の PRA 標準 7)等を参考に、PRA モデルの確認に必要な項目、視点及び会及び米国原子力学会の PRA 標準５等を参考に、PRA モデルの確認に必要な項目、視点及び判断基準

判断基準を設定し、個別事項の重要度評価において使用することが適切であるかを確認する。

を設定し、個別事項の重要度評価において使用することが適切であるかを確認する。

(2)本ガイドに示した PRA モデルの確認項目、視点及び判断基準は、必要最低限の項目、視点及び判断基(2)本ガイドに示した PRA モデルの確認項目、視点及び判断基準は、必要最低限の項目、視点及び判断基

準の例を記載している。このため、これらの知見よりも新しいものやこれらの知見以外を PRA モデル

準の例を記載している。このため、これらの知見よりも新しいものやこれらの知見以外を PRA モデルに組み込むことを妨げるものではなく、新しい知見等については、別途確認する。

に組み込むことを妨げるものではなく、新しい知見等については、別途確認する。

(3)原子力規制検査においては、適用可能なリスク情報を活用して意思決定を実施するため、使用可能な(3)原子力規制検査においては、適用可能なリスク情報を活用して意思決定を実施するため、使用可能な範囲において PRA モデルを用いてリスク情報を取得する。このため、PRA モデルは、判断基準の全て範囲において PRA モデルを用いてリスク情報を取得する。このため、PRA モデルは、判断基準の全てを満足していなくても構わない。

を満足していなくても構わない。

(4)PRA から得られるリスク情報は、様々な内部事象及び外部事象におけるリスクを考慮すべきである。

(4)PRA から得られるリスク情報は、様々な内部事象及び外部事象におけるリスクを考慮すべきである。

しかし、様々な内部事象及び外部事象に係る PRA 実施手法が実用に資するレベルには必ずしも到達ししかし、様々な内部事象及び外部事象に係る PRA 実施手法が実用に資するレベルには必ずしも到達していないと考えられることから、これらの実施手法の成熟度の進捗に応じ、段階的に本ガイドの範囲をていないと考えられることから、これらの実施手法の成熟度の進捗に応じ、段階的に本ガイドの範囲を拡張していくものとする。

拡張していくものとする。

────────────
（削除）
（削除）
（削除）

────────────
３
伊東智道、他、「安全研究成果報告 PRA の活用に係る検討と基盤整備」、原子力規制庁、RREP-20182004、平成 30 年 11 月
４
日本原子力学会「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル 1PRA 編）：2013、AESJ-SC-P008、平成 26 年 8 月
５ASME/ANS, Addenda to ASME/ANS RA-S-2008—Standard for Level 1/Large Early Release
Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications, ASME/ANS RA-Sb2013, The American Society of Mechanical Engineers, 20133

- 387 -

記載の適正化（誤記）※参考文献の項に整理

4．原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー

4．原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー

原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フローを図 1 に示す。確認フローは、以下のとおり。

原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フローを図 1 に示す。確認フローは、以下のとおり。

(1) 事業者が PRA モデルを原子力規制庁に提示する。

(1) 事業者が PRA モデルを原子力規制庁に提示する。

(2) 原子力規制庁が PRA モデルの適切性を確認する。確認に際しては、PRA モデルを確認するだけでな(2) 原子力規制庁が PRA モデルの適切性を確認する。確認に際しては、PRA モデルを確認するだけでな

く、事業者が実施したピアレビューの報告書を確認したり、必要であれば米国 NRC 等の専門家に確く、事業者が実施したピアレビューの報告書を確認したり、必要であれば米国 NRC 等の専門家に確認を依頼する等、十分な確認を実施する。

認を依頼したりして、十分な確認を実施する。

(3) 原子力規制検査で使用するに当たり、原子力規制庁が PRA モデルの修正が必要であると考える場合(3) 原子力規制検査で使用するに当たり、原子力規制庁が PRA モデルの修正が必要であると考える場合には、原子力規制庁から事業者に対して当該修正が必要な箇所、その理由及び修正案を提示する。

には、原子力規制庁から事業者に対して当該修正が必要な箇所、その理由及び修正案を提示する。

(4) 原子力規制庁が提示した PRA モデルの修正が必要な箇所等について、事業者が修正の可否の検討を(4) 原子力規制庁が提示した PRA モデルの修正が必要な箇所等について、事業者が修正の可否の検討を行う。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

行う。

(5) (4)の検討の結果、原子力規制庁の修正案に事業者が合意した場合、事業者は PRA モデルを修正する。

(5) ④の検討の結果、原子力規制庁の修正案に事業者が合意した場合、事業者は PRA モデルを修正する。

(6) (4)の検討の結果、原子力規制庁の修正案を事業者が合意しなかった場合、原子力規制庁が事業者か(6) ④の検討の結果、原子力規制庁の修正案を事業者が合意しなかった場合、原子力規制庁が事業者からら貸与を受けた PRA モデルを変更する。
事業者が作成貸与を受けた PRA モデルを変更する。

事業者が実施①事業者のPRAモデル

事業者が作成事業者が作成海外専門家レビュー

事業者が作成規制庁による確認及びレビューへの参加

修正版の事業者PRAモデル

規制庁が行うPRAモデルの適切性の確認②事業者のPRAモデルの適切性の確認

規制庁が行うPRAモデルの適切性の確認

海外専門家再レビュー

・レビュー報告書の確認
・コメントの反映状況の確認
・コメント反映前後の結果の比較 等

規制庁、事業者で実施④PRAモデル修正
案の検討
修正案を
合意

⑤事業者が、事業者のPRAモデルを修正規制庁による確認及びレビューへの参加

修正版の事業者PRAモデル

規制庁が依頼するサポート②事業者のPRAモデルの適切性の確認

米国NRC職員によるレビュー• ROPの経験からみた
PRA結果等のレビュー③PRAモデルの修正箇所の提示（修正箇所がある場合）事業者が修正事業者が実施①事業者のPRAモデル

海外専門家レビュー

海外専門家再レビュー

・レビュー報告書の確認
・コメントの反映状況の確認
・コメント反映前後の結果の比較 等

規制庁が依頼するサポート
米国NRC職員によるレビュー• ROPの経験からみた
PRA結果等のレビュー③PRAモデルの修正箇所の提示（修正箇所がある場合）

規制庁、事業者で実施④PRAモデル修正案の検討

修正案を不合意

規制庁で実施変更したPRAモデル
事業者が修正⑥規制庁が、事業者のPRA
モデルを変更⑤事業者が、事業者のPRAモデルを修正図 1. 原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー

5．適切性の確認
PRA モデルの範囲に応じ、別添に定める適切性の確認項目を対象に、別添に定める適切性の確認に係る

修正案を
合意

修正案を不合意

規制庁で実施変更したPRAモデル⑥規制庁が、事業者のPRA
モデルを変更図 1. 原子力規制検査で使用する PRA モデルの確認フロー

5．適切性の確認
PRA モデルの範囲に応じ、別添に定める適切性の確認項目を対象に、別添に定める適切性の確認に係る視点を基に設定した適切性の判断基準を用いて、PRA モデルを確認する。

視点を基に設定した適切性の判断基準を用いて、PRA モデルを確認する。

6．PRA モデルの更新時における適切性の確認

6．PRA モデルの更新時における適切性の確認

事業者が作成する PRA モデルについては、事業者が 5 年ごとに改訂することに加え、プラントにおける事業者が作成する PRA モデルについては、事業者が 5 年ごとに改訂することに加え、プラントにおける4- 388 -）

大規模な工事を行うなど、PRA の結果が変わることが見込まれる場合においても改訂することになってい大規模な工事を行うなど、PRA の結果が変わることが見込まれる場合においても改訂することになっている 。原子力規制検査で使用する PRA モデルは、事業者から更新した PRA モデルの提示を受けた際に適る６。原子力規制検査で使用する PRA モデルは、事業者から更新した PRA モデルの提示を受けた際に適切切性を確認した後更新する。この際の適切性の確認については、PRA モデルの更新箇所を明確にし、更新性を確認した後更新する。この際の適切性の確認については、PRA モデルの更新箇所を明確にし、更新箇箇所についてのみ適切性を確認する。

所についてのみ適切性を確認する。

────────────（削除）────────────
６
原子力規制委員会、「実用発電用原子炉の安全性向上評価に関する運用ガイド」、原規規発第 17032914
号、平成 29 年 3 月 29 日改定、https://www.nsr.go.jp/data/000183879.pdf

8)

記載の適正化（誤記）※参考文献の項に整理（参考文献）（新設）
1)

第 10 回検査制度の見直しに関する検討チーム、「資料 1 新たな検査制度の運用に向けた検討事
https://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/kensaseido_minaoshi/00000037.html
伊東智道、他、「安全研究成果報告 PRA の活用に係る検討と基盤整備」、原子力規制庁、RREP2018-2004、平成 30 年 11 月

3)

西村健、他、「安全研究成果報告(中間) 軽水炉の重大事故における格納容器機能喪失及び確率論的
リスク評価に係る解析手法の整備」（案）、原子力規制庁、第 6 回シビアアクシデント検討会 資料
5-2、令和元年 10 月

4)

城島洋紀、他、「安全研究成果報告 重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析」、原子力規制庁、RREP-2020-2002、令和 2 年 6 月

5)日本原子力学会「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル 1PRA 編）：2013、AESJ-SC-P008、平成 26 年 8 月

6)日本原子力学会「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル 2PRA 編）：2016、AESJ-SC-P009、平成 28 年 6 月

7)ASME/ANS, Addenda to ASME/ANS RA-S-2008—Standard for Level 1/Large Early Release
Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications, ASME/ANS
RA-Sb-2013, The American Society of Mechanical Engineers, 20138)記）※参考文献の項に整理

項と論点の整理」、平成 30 年 1 月、
2)

記載の適正化（誤原子力規制委員会、「実用発電用原子炉の安全性向上評価に関する運用ガイド」、原規規発第20033110 号、令和 2 年 3 月 31 日改定

5- 389 -

別添：

別添：

適切性の確認項目、適切性の確認に係る視点

適切性の確認項目、適切性の確認に係る視点及び適切性の判断基準

及び適切性の判断基準

1．適切性の確認項目
PRA モデルに係る適切性の確認項目を別紙 1 に示す。

2．適切性の確認に係る視点

1．適切性の確認項目
PRA モデルに係る適切性の確認項目を別紙 1 に示す。

2．適切性の確認に係る視点

PRA モデルの適切性の確認は、1.の確認項目ごとに以下の 3 つの視点から行う。

PRA モデルの適切性の確認は、1.の確認項目ごとに以下の 3 つの視点から行う。

(1) 設計、運転管理、運転経験等のプラント情報を適切に反映していること。

(1) 設計、運転管理、運転経験等のプラント情報を適切に反映していること。

(2) 起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切であるこ(2) 起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切であること。
(3) 他の類似の PRA モデルと比べて、PRA モデルの差異の根拠が明確なこと。

3．適切性の判断基準
PRA モデルの適切性の確認は、1.の適切性の確認項目に対して、2.の適切性の確認に係る視点を基に設定した判断基準を用いて行う。適切性の確認に用いる判断基準を別紙 2 に示す。

と。
(3) 他の類似の PRA モデルと比べて、PRA モデルの差異の根拠が明確なこと。

3．適切性の判断基準
PRA モデルの適切性の確認は、1.の適切性の確認項目に対して、2.の適切性の確認に係る視点を基に設定した判断基準を用いて行う。適切性の確認に用いる判断基準を別紙 2 に示す。

6

- 390 -

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１PRA）
１．評価対象(1) ピアレビューについて
２．評価に必要な情報の収集及び分析(1) 設計情報及び運転管理情報
３．炉心損傷頻度評価(1) 起因事象の選定及び発生頻度の評価

別紙 1

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１PRA）
１．評価対象(1) ピアレビューについて
２．評価に必要な情報の収集及び分析(1) 設計情報及び運転管理情報
３．炉心損傷頻度評価(1) 起因事象の選定及び発生頻度の評価① 起因事象の選定① 起因事象の選定② 起因事象のグループ化② 起因事象のグループ化③ 起因事象の発生頻度の評価③ 起因事象の発生頻度の評価(2) 成功基準の設定(2) 成功基準の設定① 炉心損傷の定義① 炉心損傷の定義② 成功状態の定義② 成功状態の定義③ 起因事象ごとの緩和機能③ 起因事象ごとの緩和機能④ 熱水力解析を利用した成功基準の設定根拠④ 熱水力解析を利用した成功基準の設定根拠⑤ 緩和操作開始までの余裕時間（許容時間）⑤ 緩和操作開始までの余裕時間（許容時間）⑥ 緩和機能の継続を必要とする時間（使命時間）⑥ 緩和機能の継続を必要とする時間（使命時間）(3) 事故シーケンスの分析(3) 事故シーケンスの分析① イベントツリーごとの作成上の仮定とその根拠① イベントツリーごとの作成上の仮定とその根拠② イベントツリーの構造② イベントツリーの構造③ 事故シーケンスの展開③ 事故シーケンスの展開(4) システム信頼性の評価(4) システム信頼性の評価① 緩和設備の分析① 緩和設備の分析② 緩和設備に要求される機能の喪失原因② 緩和設備に要求される機能の喪失原因③ 緩和設備の故障③ 緩和設備の故障(5) 信頼性パラメータの設定(5) 信頼性パラメータの設定① 機器故障率及び機器故障確率① 機器故障率及び機器故障確率② 復旧対象機器、機器復旧の評価方法及び機器復旧失敗確率② 復旧対象機器、機器復旧の評価方法及び機器復旧失敗確率③ 共通原因故障のモデル化の考え方③ 共通原因故障のモデル化の考え方(6) 人的過誤の評価(6) 人的過誤の評価① 人的過誤の発生確率① 人的過誤の発生確率② 人的過誤の評価仮定② 人的過誤の評価仮定③ 評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ③ 評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ

7- 391 -

別紙 1

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１PRA ）（続き）

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１PRA ）（続き）(7) 事故シーケンスの定量化(7) 事故シーケンスの定量化① 炉心損傷頻度の評価① 炉心損傷頻度の評価② 重要度解析② 重要度解析(8) 不確実さ解析及び感度解析(8) 不確実さ解析及び感度解析① 不確実さ解析① 不確実さ解析② 感度解析

② 感度解析

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル 1.5 PRA）

（新設）

運用の明確化１.

評価対象・事業者 PRA モデ(1)

ピアレビューについて

ルの適切性の確認
項目（レベル 1.5

２.

評価に必要な情報の収集及び分析(1)

設計情報及び運転管理情報

３.

格納容器機能喪失頻度評価(1)

プラント損傷状態の分類及び発生頻度の定量化①

プラント損傷状態の分類②

プラント損傷状態の設定③

プラント損傷状態ごとの炉心損傷頻度の定量化(2)

格納容器機能喪失モードの設定①

格納容器負荷特性の同定②

格納容器耐力の設定③

格納容器機能喪失モードの設定(3)

成功基準の設定①

成功状態の定義②

格納容器機能喪失の防止及び緩和機能の分析③

成功基準の設定④

緩和操作開始までの余裕時間（許容時間）⑤

緩和機能の継続を必要とする時間（使命時間）(4)

事故シーケンスの分析①

事故シーケンスの特徴分析②

イベントツリーの作成上の仮定とその根拠③

イベントツリーの構造④

事故シーケンスの展開(5)

事故進展解析

①

解析コードの選定②

代表事故シーケンスの選定③

代表事故シーケンスの解析

PRA）の拡充

8- 392 -

(6)システム信頼性の評価①

緩和設備の分析②

緩和設備に要求される機能の喪失原因③

緩和設備の故障事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１．５PRA ）（続き）(7)

信頼性パラメータの設定①

機器故障率及び機器故障確率②

復旧対象機器、機器復旧の評価方法及び機器復旧失敗確率③

共通原因故障のモデル化の考え方(8)

人的過誤の評価①

人的過誤の発生確率②

人的過誤の評価仮定③

評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ(9)

格納容器機能喪失頻度の定量化①

分岐確率の設定②

格納容器機能喪失頻度の評価

③

重要度解析

(10)

不確実さ解析及び感度解析①

不確実さ解析

②

感度解析

9- 393 -

別紙 2

別紙 2

適切性の確認項目、確認の視点及び判断基準（内部事象出力運転時レベル 1PRA）

適切性の確認項目、確認の視点及び判断基準（内部事象出力運転時レベル 1PRA）

確認項目

確認の視点

判断基準

確認項目

確認の視点

判断基準

１．評価対象a) 設計、運転管理、運転経験等

・ピアレビューが実施されているこ

１．評価対象a) 設計、運転管理、運転経験等

・ピアレビューを実施しているこ(1) ピアレビューについてのプラント情報を適切に反映しと。ピアレビューの主要な要件(1) ピアレビューについてのプラント情報を適切に反映しと。ピアレビューの主要な要件ていること。

は、以下の通りであること。

ていること。

は、以下の通りであること。

b)

起因事象の発生箇所や規模

ピアレビューを実施する者は、

b)

起因事象の発生箇所や規模

ピアレビューを実施する者は、を特定する等、評価結果に影響す

PRA に係る業務経験が長く豊を特定する等、評価結果に影響す

PRA に係る業務経験が長く豊るようなモデル化の仮定が適切

富な知識があること。

るようなモデル化の仮定が適切

富な知識があること。

であること。

ピアレビューを実施する者は、であること。

ピアレビューを実施する者は、

c) 他の類似の PRA モデルと比レビュー対象の PRA モデルのc) 他の類似の PRA モデルと比レビュー対象の PRA モデルの

べて、PRA モデルの差異の根拠

開発に関わっていない者であべて、PRA モデルの差異の根拠

開発に関わっていない者であが明確なこと。

ること。

が明確なこと。

ること。

ピアレビューは、PRA の技術要

ピアレビューは、PRA の技術要

素の専門性に長けた専門家で素の専門性に長けた専門家で構成されたチームで実施して構成されたチームで実施して

いること。

いること。

ピアレビューは、十分な時間を

ピアレビューは、十分な時間をかけて実施していること。

かけて実施していること。

技術的なレビューの内容は、米技術的なレビューの内容は、米

７，８

国におけるピアレビュー

相当するものであること。

相当するものであること。

PRA モデルへピアレビューのPRA モデルへピアレビューの指摘（Finding）を反映するこ指摘（Finding）を反映すること。

と。

a) 設計、運転管理、運転経験等・使用されている設計情報、運転情び分析のプラント情報を適切に反映し報等は、最新のものであること。

(1) 設計情報及び運転管理情報ていること。

３．炉心損傷頻度評価a) 設計、運転管理、運転経験等

・過去に発生した事例が分析され、(1) 起因事象の選定及び発生頻のプラント情報を適切に反映し起因事象が選定されていること。

度の評価ていること。

① 起因事象の選定② 起因事象のグループ化

・機器の抽出、故障の分析及びその影響を分析することで体系的なa) 設計、運転管理、運転経験等

２．評価に必要な情報の収集及a) 設計、運転管理、運転経験等

び分析のプラント情報を適切に反映し(1) 設計情報及び運転管理情報ていること。

３．炉心損傷頻度評価a) 設計、運転管理、運転経験等

・過去に発生した事例を分析し、起(1) 起因事象の選定及び発生頻のプラント情報を適切に反映し因事象を選定していること。

度の評価ていること。

① 起因事象の選定・使用した設計情報、運転情報等は、最新のものであること。

使用されていること。

使用されていること。

・起因事象を選定するため、プラン・起因事象を選定するため、プラントの設備が列挙され、各設備故障

トの設備を列挙し、各設備故障のの影響が分析されていること。

影響を分析していること。

10- 394 -

記）
記載の適正化（誤記）

影響を分析することで体系的な起因事象の選定ができる方法が② 起因事象のグループ化

記載の適正化（誤・機器の抽出、故障の分析及びその起因事象の選定ができる方法が・類似の事故シーケンスとなる起因

記）

国におけるピアレビュー７，８にに

２．評価に必要な情報の収集及記載の適正化（誤a) 設計、運転管理、運転経験等・類似の事故シーケンスとなる起因

記載の適正化（誤記）

③ 起因事象の発生頻度の評価のプラント情報を適切に反映し事象がグループ化されているこのプラント情報を適切に反映し事象がグループ化されているこていること。

と。

ていること。

と。

a) 設計、運転管理、運転経験等のプラント情報を適切に反映していること。

・グループ化される際、起因事象発・グループ化される際、起因事象発生頻度に有意な影響を及ぼすよ

生頻度に有意な影響を及ぼすよ

うなグループ化がされていない

うなグループ化をしていないこ

記載の適正化（誤

こと。

と。

記）

・プラント固有の起因事象の発生頻③ 起因事象の発生頻度の評価度が算出されていること。

a) 設計、運転管理、運転経験等のプラント情報を適切に反映し・最新の知見が使用されているこていること。

と。
・運転経験に見合った評価対象期間

・プラント固有の起因事象の発生頻度が算出されていること。
・最新の知見を使用していること。

記）

・運転経験に見合った評価対象期間

記載の適正化（誤を選定していること。

が選定されていること。

・評価対象期間中に発生した事例を・評価対象期間中に発生した事例が記載の適正化（誤全て抽出していること。

記）
記載の適正化（誤記）

全て抽出されていること。
(2) 成功基準の設定b)① 炉心損傷の定義を特定する等、評価結果に影響す② 成功状態の定義

起因事象の発生箇所や規模・解析の手法や内容に対応した炉心(2) 成功基準の設定

b)

損傷が定義されていること。

① 炉心損傷の定義を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切るようなモデル化の仮定が適切であること。

であること。

b)

起因事象の発生箇所や規模・プラントが十分安定している状態を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切② 成功状態の定義

基準の設定根拠

損傷を定義していること。

・プラントが十分安定している状態

が成功の状態であると定義されを特定する等、評価結果に影響すを成功の状態であると定義してていること。

るようなモデル化の仮定が適切いること。

・必要な緩和機能が全て特定され、a) 設計、運転管理、運転経験等

・必要な緩和機能が全て特定され、のプラント情報を適切に反映し機能に要求される機器の組合せのプラント情報を適切に反映し機能に要求される機器の組合せていること。

が全て特定されていること。

ていること。

が全て特定されていること。

③ 起因事象ごとの緩和機能記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

であること。

a) 設計、運転管理、運転経験等④ 熱水力解析を利用した成功 b)b)・解析の手法や内容に対応した炉心起因事象の発生箇所や規模であること。
③ 起因事象ごとの緩和機能

起因事象の発生箇所や規模④ 熱水力解析を利用した成功b)

起因事象の発生箇所や規模・使用した熱水力解析コードは、プ

基準の設定根拠を特定する等、評価結果に影響す

ラントの状態を精度良く解析で記載の適正化（誤できる最適評価コードであるこるようなモデル化の仮定が適切きる最適評価コードであること。

記）と。

であること。

起因事象の発生箇所や規模・使用された熱水力解析コードは、を特定する等、評価結果に影響す

プラントの状態を精度良く解析るようなモデル化の仮定が適切であること。

・使用された解析条件は、評価対象
プラントの状態に対応したもの・使用した解析条件は、評価対象プ
ラントの状態に対応したものを記載の適正化（誤用いていること。

記）

が用いられていること。
⑤ 緩和操作開始までの余裕時 b)
間（許容時間）起因事象の発生箇所や規模

・余裕時間は、炉心損傷までの時間、を特定する等、評価結果に影響す

設備の準備に要する時間等が考るようなモデル化の仮定が適切

慮されて設定されていること。

⑤ 緩和操作開始までの余裕時

b)

起因事象の発生箇所や規模

・余裕時間は、炉心損傷までの時間、間（許容時間）を特定する等、評価結果に影響す

設備の準備に要する時間等を考るようなモデル化の仮定が適切

慮して設定していること。

であること。
⑥ 緩和機能の継続を必要とす b)
る時間（使命時間）

・使命時間は、②の成功状態に至るを特定する等、評価結果に影響す

時間を考慮して設定されているるようなモデル化の仮定が適切こと。

であること。

記）

であること。

起因事象の発生箇所や規模⑥ 緩和機能の継続を必要とす

b)

起因事象の発生箇所や規模

・使命時間は、②の成功状態に至るる時間（使命時間）を特定する等、評価結果に影響す

時間を考慮して設定しているこるようなモデル化の仮定が適切と。

・使命時間が異なる事故シーケンスであること。

において必要となる同一の設備

・使命時間が異なる事故シーケンスにおいて必要となる同一の設備

11- 395 -

記載の適正化（誤記載の適正化（誤記）

(3) 事故シーケンスの分析b)① イベントツリー毎の作成上を特定する等、評価結果に影響すの仮定とその根拠るようなモデル化の仮定が適切

起因事象の発生箇所や規模であること。
② イベントツリーの構造について、使命時間を統一する場

について、使命時間を統一する場

合は、一番長い使命時間で統一さ合は、一番長い使命時間で統一し記載の適正化（誤れていること。

ていること。

記）

・イベントツリーのロジックに間違いがないこと。
・他のイベントツリーと重複する事(3) 事故シーケンスの分析b)① イベントツリー毎の作成上を特定する等、評価結果に影響すの仮定とその根拠るようなモデル化の仮定が適切

故シーケンスがないこと。

a) 設計、運転管理、運転経験等

・炉心損傷を防止するために必要なのプラント情報を適切に反映していること。

起因事象の発生箇所や規模であること。

(4) システム信頼性の評価① 緩和設備の分析のプラント情報を適切に反映し対処設備が、ロジックに間違いがなくイベントツリーに組み込まていること。

なくイベントツリーに組み込ま・イベントツリーのロジックに間違のプラント情報を適切に反映していること。

れていること。
a) 設計、運転管理、運転経験等

・イベントツリーのロジックに間違いがなく事故シーケンスが展開のプラント情報を適切に反映しいがなく事故シーケンスが展開されていること。

ていること。

されていること。

a) 設計、運転管理、運転経験等

・炉心損傷を防止するための設備がのプラント情報を適切に反全てモデル化されていること。全映していること。

てモデル化していない場合は、モ③ 事故シーケンスの展開(4) システム信頼性の評価① 緩和設備の分析

a) 設計、運転管理、運転経験等

・炉心損傷を防止するための設備がのプラント情報を適切に反全てモデル化されていること。全映していること。

てモデル化していない場合は、モデル化していなくても炉心損傷デル化していなくても炉心損傷頻度、重要度指標等に影響しない

頻度、重要度指標等に影響しない

こと。

こと。

・炉心損傷を防止するための設備に・炉心損傷を防止するための設備に影響するサポート系が全てモデ影響するサポート系が全てモデル化されていること（電源系、冷ル化されていること（電源系、冷却系、空調系等）。全てモデル化し却系、空調系等）。全てモデル化していない場合は、モデル化していていない場合は、モデル化していなくても炉心損傷頻度、重要度指なくても炉心損傷頻度、重要度指標等に影響しないこと。

標等に影響しないこと。

・フォールトツリーを用いたモデル

・フォールトツリーを用いたモデル化において、ロジックが成功基準化において、ロジックが成功基準と整合し、ロジックに間違いがなと整合し、ロジックに間違いがな

いこと。

いこと。
・交互運転している系統等の運用がモデル化されていること。

③ 緩和設備の故障

故シーケンスがないこと。

対処設備が、ロジックに間違いが・交互運転している系統等の運用がの喪失原因

・他のイベントツリーと重複する事
・炉心損傷を防止するために必要なa) 設計、運転管理、運転経験等② 緩和設備に要求される機能 a) 設計、運転管理、運転経験等

いがないこと。

a) 設計、運転管理、運転経験等② イベントツリーの構造れていること。
③ 事故シーケンスの展開

・イベントツリーのロジックに間違・要求される機能の喪失原因としのプラント情報を適切に反て、必要な緩和設備が全てモデル映していること。

化されていること。全てモデル化

モデル化されていること。
② 緩和設備に要求される機能の喪失原因

a) 設計、運転管理、運転経験等・要求される機能の喪失原因としのプラント情報を適切に反て、必要な緩和設備が全てモデル映していること。

化されていること。全てモデル化していない場合は、モデル化してしていない場合は、モデル化していなくても炉心損傷頻度、重要度

いなくても炉心損傷頻度、重要度

指標等に影響しないこと。

指標等に影響しないこと。

a) 設計、運転管理、運転経験等

・緩和設備の故障として、機器の故のプラント情報を適切に反障モードが全てモデル化されて③ 緩和設備の故障

12- 396 -

a) 設計、運転管理、運転経験等

・緩和設備の故障として、機器の故のプラント情報を適切に反障モードが全てモデル化されて映していること。

(5) 信頼性パラメータの設定いること。全てモデル化していな映していること。

いること。全てモデル化していな

い場合は、モデル化していなくてい場合は、モデル化していなくても炉心損傷頻度、重要度指標等にも炉心損傷頻度、重要度指標等に影響しないこと。

影響しないこと。

a) 設計、運転管理、運転経験等

・機器故障データは、国内のプラン(5) 信頼性パラメータの設定

a) 設計、運転管理、運転経験等

・機器故障データは、国内のプラン① 機器故障率及び機器故障確のプラント情報を適切に反トの運転経験が含まれているこ① 機器故障率及び機器故障確のプラント情報を適切に反トの運転経験が含まれているこ率映していること。

と。

率映していること。

と。

・機器故障確率は、運転管理の情報

・機器故障確率は、運転管理の情報を反映して算出されていること。

を反映して算出していること。

・プラント固有の機器故障率が用い・プラント固有の機器故障率を用いられていること。
c) 他の類似の PRA モデルと比・米国等の公開している機器故障率c) 他の類似の PRA モデルと比・米国等の公開している機器故障率

べて、PRA モデルの差異の根と比べて大きな差異がないこと。

べて、PRA モデルの差異の根と比べて大きな差異がないこと。

拠が明確なこと。

大きな差異がある場合は、その差拠が明確なこと。

大きな差異がある場合は、その差記載の適正化（誤異の分析をしていること。

記）② 復旧対象機器、機器復旧の a) 設計、運転管理、運転経験等・復旧できる機器及び機器故障モー② 復旧対象機器、機器復旧のa) 設計、運転管理、運転経験等・復旧できる機器及び機器故障モー評価方法及び機器復旧失敗確のプラント情報を適切に反ドが選定されて、モデル化されて評価方法及び機器復旧失敗確のプラント情報を適切に反ドを選定して、モデル化している率映していること。

いること。

率

映していること。

こと。

情報は、プラントの運転経験を含

報は、プラントの運転経験を含ん記載の適正化（誤んだものであること。

だものであること。

記）

・共通原因故障（CCF）については、

考え方を特定する等、評価結果に影冗長性のある機器の動的な機能

響するようなモデル化の仮定が適切であること。

を特定する等、評価結果に影冗長性のある機器の動的な機能喪失が全てモデル化されている

響するようなモデル化の仮喪失が全てモデル化されていること。

定が適切であること。

こと。

のプラント情報を適切に反原子炉施設の運転経験を含むデ映していること。

ータから算出されたもの、又は広起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影③ 評価した人的過誤の発生確 b)
率及び不確実さ

・共通原因故障（CCF）については、・使用した人的過誤の発生確率は、③ 共通原因故障のモデル化のb)

起因事象の発生箇所や規模

a) 設計、運転管理、運転経験等

b)

考え方

(6) 人的過誤の評価

a) 設計、運転管理、運転経験等・使用した人的過誤の発生確率は、のプラント情報を適切に反原子炉施設の運転経験を含むデ映していること。

ータから算出したもの、又は広く① 人的過誤の発生確率

く原子炉施設の PRA で使用して原子炉施設の PRA で使用してい記載の適正化（誤いるものであること。

るものであること。

記）

・人的過誤の従属性が考慮されてい② 人的過誤の評価仮定

b)

ること。

起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮響するようなモデル化の仮定が適切であること。

定が適切であること。

起因事象の発生箇所や規模・評価した結果、人的過誤の発生確を特定する等、評価結果に影率が 10-6 未満 になっていないこ

響するようなモデル化の仮と。

定が適切であること。

９③ 評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ

・人的過誤の発生確率の不確実さがb)① 炉心損傷頻度の評価

c) 他の類似の PRA モデルと比・レアイベント近似、上限近似、そべて、PRA モデルの差異の根の他の近似方法、厳密解等で炉心・人的過誤の従属性が考慮されていること。

起因事象の発生箇所や規模・評価した結果、人的過誤の発生確を特定する等、評価結果に影率が 10-6 未満９になっていないこ

響するようなモデル化の仮と。

定が適切であること。

設定されていること。
(7) 事故シーケンスの定量化

記）

・復旧失敗確率の算出に使用する情起因事象の発生箇所や規模① 人的過誤の発生確率

記載の適正化（誤・復旧失敗確率の算出に使用される③ 共通原因故障のモデル化の b)② 人的過誤の評価仮定

記）ていること。

異が分析されていること。

(6) 人的過誤の評価

記載の適正化（誤・人的過誤の発生確率の不確実さが設定されていること。

(7) 事故シーケンスの定量化① 炉心損傷頻度の評価
13- 397 -c) 他の類似の PRA モデルと比・レアイベント近似、上限近似、そべて、PRA モデルの差異の根の他の近似方法、厳密解等で炉心拠が明確なこと。

② 重要度解析

損傷頻度が算出されていること。

損傷頻度を算出していること。
・国内の類似プラントの PRA 結果

又は、米国の類似プラントの PRA

又は、米国の類似プラントの PRA

結果と比較して大きな差異があ

結果と比較して大きな差がある

記載の適正化（誤る場合は、差異が分析されている場合は、差異の理由を分析してい

記）

こと。

ること。
② 重要度解析・FV 及び RAW を算出しているこ－こと。
(8) 不確実さ解析及び感度解析－

・パラメータの不確実さ解析では、① 不確実さ解析② 感度解析

機器故障率データに合わせて知b)

記載の適正化（誤・国内の類似プラントの PRA 結果・FV 及び RAW が算出されている－

拠が明確なこと。

と。
(8) 不確実さ解析及び感度解析－記）

記載の適正化（誤記）

・パラメータの不確実さ解析では、① 不確実さ解析

機器故障率データに合わせて知識の相関（SOKC）が設定されて識の相関（SOKC）を設定してい記載の適正化（誤

いること。

ること。

記）

起因事象の発生箇所や規模・炉心損傷頻度等に影響する RCP

起因事象の発生箇所や規模・炉心損傷頻度等に影響する RCPを特定する等、評価結果に影シール LOCA モデル等の計算モを特定する等、評価結果に影シール LOCA モデル等の計算モ

響するようなモデル化の仮

デル、機器故障率、人間信頼性解

響するようなモデル化の仮

デル、機器故障率、人間信頼性解定が適切であること。

析等の感度解析が実施されて、定が適切であること。

析等の感度解析を実施して、PRA

記載の適正化（誤PRA モデルの感度が把握されてモデルの感度を把握しているこ

記）

いること。

と。

記載の適正化（誤② 感度解析b)記）

─────────────
７
Nuclear Energy Institute, "Probabilistic Risk Assessment (PRA) Peer Review Process Guidance,"
NEI 00-02 Revision 1, May 2006
８
Nuclear Energy Institute, "Process for Performing Internal Events PRA Peer Reviews Using the─────────────
７
Nuclear Energy Institute, "Probabilistic Risk Assessment (PRA) Peer Review Process Guidance,"
NEI 00-02 Revision 1, May 2006
８
Nuclear Energy Institute, "Process for Performing Internal Events PRA Peer Reviews Using the

ASME/ANS PRA Standard," NEI 05-04, Rev. 2, November 2008

ASME/ANS PRA Standard," NEI 05-04, Rev. 2, November 2008

M. Presley, "A Process for HRA Dependency Analysis and Considerations on Use of Minimum Values

M. Presley, "A Process for HRA Dependency Analysis and Considerations on Use of Minimum Values

９９for Joint Human Error Probabilities," EPRI3002003150, EPRI, 2016

for Joint Human Error Probabilities," EPRI3002003150, EPRI, 2016

適切性の確認項目、確認の視点及び判断基準（内部事象出力運転時レベル 1.5PRA）

（新設）

確認の視点

１．評価対象a) 設計、運転管理、運転経験等の ・ピアレビューが実施されている

ルの適切性の確認(1) ピアレビューについて

プラント情報を適切に反映していこと。ピアレビューの主要な要項目（レベル 1.5

ること。

件は、以下の通りであること。

PRA）の拡充b)

判断基準

運用の明確化確認項目

起因事象の発生箇所や規模を

ピ ア レ ビ ュ ー を 実施 する 者

特定する等、評価結果に影響するは、PRA に係る業務経験が長ようなモデル化の仮定が適切であく豊富な知識があること。

ること。

ピ ア レ ビ ュ ー を 実施 する 者c) 他の類似の PRA モデルと比べは、レビュー対象の PRA モデて、PRA モデルの差異の根拠が明ルの開発に関わっていない者

・事業者 PRA モデ

14- 398 -

確なこと。

であること。
ピアレビューは、PRA の技術
要素の専門性に長けた専門家で構成されたチームで実施されていること。
ピアレビューは、十分な時間
を か け て 実 施 さ れて いる こと。
PRA モデルへピアレビューの指摘（Finding）が反映されていること。

２．評価に必要な情報の収集及a) 設計、運転管理、運転経験等の ・使用されている設計情報、運転

び分析

プラント情報を適切に反映してい情報等は、最新のものであるこ(1) 設計情報及び運転管理情報

ること。

と。

３. 格納容器機能喪失頻度評価a) 設計、運転管理、運転経験等の ・起因事象、原子炉容器内熱水力(1) プラント損傷状態の分類及プラント情報を適切に反映してい挙動等の類似性の観点からプラび発生頻度の定量化ること。

ント損傷状態が分類されている① プラント損傷状態の分類こと。
・炉心損傷時期の類似性の観点か
らプラント損傷状態が分類されていること。
・格納容器内熱水力挙動の類似性の観点からプラント損傷状態が分類されていること。
・炉心損傷以前に格納容器機能喪失が生じる格納容器先行破損の事故シーケンスが独立したプラ
ント損傷状態に分類されていること。
・格納容器内での放射性物質の閉じ込め機能が期待できない格納容器バイパス事故シーケンスが独立したプラント損傷状態に分類されていること。
・プラント固有のプラント損傷状
態がある場合には、このプラン
ト損傷状態が分類されていること。

② プラント損傷状態の設定b)

起因事象の発生箇所や規模を・プラント損傷状態の分類に沿っ特定する等、評価結果に影響するて、解析対象のプラント損傷状

ようなモデル化の仮定が適切であ態が設定されていること。
15- 399 -

ること。
③ プラント損傷状態ごとの炉b)

起因事象の発生箇所や規模を・レベル 1PRA で炉心損傷と同定

心損傷頻度の定量化

特定する等、評価結果に影響するされた全ての事故シーケンスのようなモデル化の仮定が適切であ発生頻度がプラント損傷状態ごること。

とに積算され、プラント損傷状
態ごとの発生頻度が求められていること。

(2) 格納容器機能喪失モードのa) 設計、運転管理、運転経験等の ・プラントに固有の設計、事故分

設定

プラント情報を適切に反映してい析等に基づいて格納容器への負① 格納容器負荷特性の同定ること。

荷が同定されていること。

② 格納容器耐力の設定

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・プラントに固有の設計に基づいプラント情報を適切に反映していて、格納容器機能維持限界温度、ること。

限界圧力等の格納容器の耐力が同定されていること。

③格納容器機能喪失モードのa) 設計、運転管理、運転経験等の ・格納容器の負荷特性及び耐力の設定

プラント情報を適切に反映してい同定結果に基づき、格納容器機ること。

能喪失モードが設定されていること。

(3) 成功基準の設定① 成功状態の定義

b)

起因事象の発生箇所や規模を・シナリオの分岐において、格納特定する等、評価結果に影響する

容器機能喪失に影響を及ぼす状

ようなモデル化の仮定が適切であ態及びパラメータ（原子炉圧力ること。

容器破損時の原子炉容器圧力、
原子炉格納容器下部区画の水位等）が全て選定されていること。
・格納容器機能喪失に影響を及ぼす状態及びパラメータの成功状
態が全て定義されていること。

② 格納容器機能喪失の防止及a) 設計、運転管理、運転経験等の ・格納容器機能喪失の防止及び緩び緩和機能の分析

プラント情報を適切に反映してい和に有効な安全機能が同定されること。

ていること。

③ 成功基準の設定

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・成功状態に至るために必要な緩プラント情報を適切に反映してい和機能と要求される機器の組合ること。

せが全て特定されていること。

b)

起因事象の発生箇所や規模を・運転手順書等に基づいて、緩和特定する等、評価結果に影響する手段に関する熱水力的雰囲気、ようなモデル化の仮定が適切であ

放射線雰囲気、監視条件等の条ること。

件が考慮されていること。
（解析コードまたは評価モデルを用いる場合）
・解析コードまたは評価モデル
16- 400 -

は、実機における事故進展（原子炉冷却系内の熱水力挙動、格納容器系内の熱水力挙動、事象発
生時期、事象発生時期の雰囲気）の評価に適用できること。また、評価対象プラントの状態に対応した評価条件が用いられていること。
④ 緩和操作開始までの余裕時

b)

起因事象の発生箇所や規模を・余裕時間は、格納容器機能喪失、間（許容時間）特定する等、評価結果に影響する着目する現象等までの時間、設ようなモデル化の仮定が適切であ備の準備に要する時間等を考慮ること。

して設定されていること。

⑤ 緩和機能の継続を必要とす

b)

起因事象の発生箇所や規模を・使命時間は、①の成功状態に至る時間（使命時間）特定する等、評価結果に影響するる時間を考慮して設定されていようなモデル化の仮定が適切であ

ること。

ること。

・使命時間が異なる事故シーケンスにおいて必要となる同一の設
備について、使命時間を統一する場合は、一番長い使命時間で統一されていること。

(4) 事故シーケンスの分析

b)

起因事象の発生箇所や規模を・プラント損傷状態ごとに、格納① 事故シーケンスの特徴分析特定する等、評価結果に影響する

容器イベントツリーで考慮すべようなモデル化の仮定が適切であき緩和手段について、実施の可ること。

否を分析し、格納容器イベント
ツリーに用いる緩和手段が全て設定されていること。

②イベントツリーの作成上のb)仮定とその根拠特定する等、評価結果に影響する起因事象の発生箇所や規模をようなモデル化の仮定が適切であること。

・イベントツリー毎のロジックに間違いがないこと。
・レベル１PRA で用いた緩和手段との従属性が考慮されていること。

③イベントツリーの構造

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・格納容器機能喪失の防止に必要
プラント情報を適切に反映していな対処設備が、ロジックに間違ること。

いがなくイベントツリーに組み込まれていること。

④事故シーケンスの展開

b)

起因事象の発生箇所や規模を・イベントツリーのロジックに間特定する等、評価結果に影響する違いがなく事故シーケンスが展ようなモデル化の仮定が適切であ開されていること。

ること。

・イベントツリーの全ての事故シーケンスに対して、格納容器機
17- 401 -

能喪失モードが割り付けられていること。
(5) 事故進展解析

b)

起因事象の発生箇所や規模を・解析コードは、実機における事① 解析コードの選定

特定する等、評価結果に影響する

故進展（原子炉冷却系内の熱水ようなモデル化の仮定が適切であ

力挙動、格納容器系内の熱水力ること。

挙動、事象発生時期、事象発生時c) 他の類似の PRA モデルと比べの雰囲気等）の評価に適用できて、PRA モデルの差異の根拠が明

ること。

確なこと。

・解析コードは、他の類似の PRAモデルと比べて、利用可能な最新知見を踏まえたモデルが用いられていること。

②代表事故シーケンスの選定

b)

起因事象の発生箇所や規模を・作成された格納容器イベントツ

特定する等、評価結果に影響する

リーに沿って、類似の事故シー

ようなモデル化の仮定が適切であケンスがグループ化され、代表ること。

事故シーケンスが選定されていc) 他の類似の PRA モデルと比べること。

て、PRA モデルの差異の根拠が明 ・代表事故シーケンスの選定の確なこと。

際、格納容器機能喪失頻度に有意な影響を及ぼすようなグルー
プ化がされていないこと。

③ 代表事故シーケンスの解析a) 設計、運転管理、運転経験等の ・評価対象プラントに対応した条
プラント情報を適切に反映していること。
b)

件が用いられていること。
・選定された代表事故シーケンス

起因事象の発生箇所や規模をに即して、プラントシステムに特定する等、評価結果に影響する関するモデル、物理化学挙動、放ようなモデル化の仮定が適切であ

射性物質発生・移行等に関するること。

モデルパラメータが設定されていること。
・選定された代表事故シーケンスに対して、格納容器イベントツ
リーの分岐確率の設定等を実施するために必要なパラメータが全て取得されていること。

(6) システム信頼性の評価① 緩和設備の分析

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・格納容器機能喪失を防止するた
プラント情報を適切に反映しめの設備が全てモデル化されてていること。

いること。全てモデル化されていない場合は、モデル化されていなくても格納容器機能喪失頻度、重要度指標等に影響しない
18- 402 -

こと。
・格納容器機能喪失を防止するための設備に影響するサポート系
が全てモデル化されていること（電源系、冷却系、空調系等）。
全てモデル化されていない場合
は、モデル化していなくても格
納容器機能喪失頻度、重要度指標等に影響しないこと。
・フォールトツリーを用いたモデル化において、ロジックが成功基準と整合し、ロジックに間違いがないこと。
・交互運転している系統等の運用がモデル化されていること。
② 緩和設備に要求される機能の喪失原因

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・要求される機能の喪失原因としプラント情報を適切に反映して、必要な緩和設備が全てモデていること。

ル化されていること。全てモデル化されていない場合は、モデル化されていなくても格納容器
機能喪失頻度、重要度指標等に影響しないこと。

③ 緩和設備の故障

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・緩和設備の故障として、機器のプラント情報を適切に反映し故障モードが全てモデル化されていること。

ていること。全てモデル化されていない場合は、モデル化されていなくても格納容器機能喪失
頻度、重要度指標等に影響しないこと。

(7) 信頼性パラメータの設定

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・機器故障データは、国内のプラ① 機器故障率及び機器故障確

プラント情報を適切に反映しントの運転経験が含まれている率ていること。

こと。
・機器故障確率は、運転管理の情報を反映して算出されていること。
・プラント固有の機器故障率が用いられていること。

c) 他の類似の PRA モデルと比べ・米国等の公開している機器故障て、PRA モデルの差異の根拠率と比べて大きな差異がないこ

が明確なこと。

と。大きな差異がある場合は、その差異が分析されていること。
19- 403 -

② 復旧対象機器、機器復旧のa) 設計、運転管理、運転経験等の ・復旧できる機器及び機器故障モ

評価方法及び機器復旧失敗確

プラント情報を適切に反映しードが選定され、モデル化され率ていること。

ていること。
・復旧失敗確率の算出に使用されている情報は、プラントの運転経験を含んだものであること。

③ 共通原因故障のモデル化の

b)

考え方

(8) 人的過誤の評価

起因事象の発生箇所や規模を・共通原因故障（CCF）について

特定する等、評価結果に影響すは、冗長性のある機器の動的なるようなモデル化の仮定が適機能喪失が全てモデル化されて切であること。

いること。

a) 設計、運転管理、運転経験等の ・使用した人的過誤の発生確率① 人的過誤の発生確率

プラント情報を適切に反映しは、原子炉施設の運転経験を含ていること。

むデータから算出されたもの、又は広く原子炉施設の PRA で使 用 され てい るも のであ る こと。

② 人的過誤の評価仮定

b)

起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影響す・人的過誤の従属性が考慮されていること。

るようなモデル化の仮定が適切であること。
③ 評価した人的過誤の発生確b)率及び不確実さ

起因事象の発生箇所や規模を・評価した結果、人的過誤の発生特定する等、評価結果に影響す確率が 10-6 未満エラー! ブックマークがるようなモデル化の仮定が適定義されていません。

切であること。

と。

になっていないこ・人的過誤の発生確率の不確実さが設定されていること。
(9) 格納容器機能喪失頻度の定a) 設計、運転管理、運転経験等の ・分岐確率を定量化する際の基本

量化

プラント情報を適切に反映してい的な考え方として以下の項目が満① 分岐確率の設定ること。

たされていること。

b)

起因事象の発生箇所や規模を最新の知見を考慮したモデル

特定する等、評価結果に影響す化がなされていること。

るようなモデル化の仮定が適検証及び妥当性確認のなされ切であること。

たコードが使用されているこc) 他の類似の PRA モデルと比べと。

て、PRA モデルの差異の根拠

評価対象プラントに対応したが明確なこと。

条件が用いられていること。
従属性があるヘディング、プ
ラント損傷状態等の状態に対応した条件が用いられていること。
工 学 的 判 断 を 用 いる 場合 に20

- 404 -

は、設定根拠の妥当性が確認されていること。
保守的な仮定によって緩和の可能性が排除されていないこと。
国内外の PRA モデルと比較して、モデル化の仮定に大きな差異がないこと。大きな差
異がある場合は、その差異が分析されていること。
② 格納容器機能喪失頻度の評

b)

価

起因事象の発生箇所や規模を特定する等、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切であること。

c) 他の類似の PRA モデルと比べて、PRA モデルの差異の根拠が明確なこと。

・レベル１PRA との従属性が考慮されていること。
・レアイベント近似、上限近似、その他の近似方法、厳密解等で格納容器機能喪失頻度が算出されていること。
・プラント損傷状態ごと、格納容器機能喪失モードごと等の格納
容器機能喪失頻度が算出されていること。

③ 重要度解析・FV 及び RAW が算出されている－こと。
(10) 不確実さ解析及び感度解－・格納容器機能喪失頻度の発生頻析

度 の 平均 値及 び不 確実さ の 幅① 不確実さ解析（5％値、中央値、95%値及びエ
ラーファクタ（EF））が算出されていること。

② 感度解析

b)

起因事象の発生箇所や規模を・格納容器機能喪失頻度の発生頻特定する等、評価結果に影響す度等を解析するモデル上の不確るようなモデル化の仮定が適実さの要因及び重要な解析条件

切であること。

を特定し、感度解析により結果
へ の 影響 が把 握さ れてい る こと。

21- 405 -

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（新旧対照表）1- 406 -

（下線部分は改正部分）
改

目

正

後

正

前

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008_r１）（GI0008_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

次

1. 目的

改

目
............................................................................................... 3

次

1. 目的

................................................................................................. 3

2. 適用範囲 ........................................................................................... 3

2. 適用範囲 ........................................................................................... 3

3. 用語の定義 ........................................................................................ 3

3. 用語の定義 ........................................................................................ 3

4．スクリーニングの手順 ............................................................................ 4

4．スクリーニングの手順 ........................................................................... 4

添付 1 監視領域（小分類）の目的と属性 ..................................................... 7

添付 1 監視領域（小分類）の目的と属性 ..................................................... 7

参考資料 軽微事例集 ............................................................................ 53

参考資料 軽微事例集 ............................................................................ 53

1. 目的

1. 目的

本ガイドは、「原子力規制検査等実施要領」の「2.3 検査指摘事項の重要度評価」において記載している検査※

本ガイドは、「原子力規制検査等実施要領」の「2.3 検査指摘事項の重要度評価」において記載している検査

指摘事項の重要度評価（核燃料施設等 において行う検査指摘事項の評価を含む。）に先立ち、検査気付き事

指摘事項の重要度評価（核燃料施設等※において行う検査指摘事項の評価を含む。）に先立ち、検査気付き事

項から検査指摘事項を抽出し、重要度評価につなげるための判断（スクリーニング）を行うに当たっての手順を示

項から検査指摘事項を抽出し、重要度評価につなげるための判断（スクリーニング）を行うに当たっての手順を示

すものである。

すものである。

※ 製錬施設、加工施設、研究開発段階発電用原子炉施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵施※ 製錬施設、加工施設、研究開発段階発電用原子炉施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵施

設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設

設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設

2. 適用範囲

改正理由

2. 適用範囲

検査気付き事項があった場合に、当該事項を検査指摘事項とするかどうかのスクリーニングに適用する。なお、

検査気付き事項があった場合に、当該事項を検査指摘事項とするかどうかのスクリーニングに適用する。なお、

検査気付き事項については、本スクリーニングの結果を踏まえた検査指摘事項の重要度評価とは別に、「原子力検査気付き事項については、本スクリーニングの結果を踏まえた検査指摘事項の重要度評価とは別に、「原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき規制措置の対応要否等の検討も行うこととなる。

規制検査における規制対応措置ガイド」に基づき規制対応措置の対応要否等の検討も行うこととなる。

記載の適性化（誤記）

3. 用語の定義① 検査指摘事項
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 57 条の 8 で定義

3. 用語の定義① 検査指摘事項
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 57 条の 8 で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の活動状況の監視されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の活動状況の監視（＝検査）により、事業者の保安及び特定核燃料物質の防護のための業務に係る活動（以下「安全活動」とい（＝検査）により、事業者の保安及び特定核燃料物質の防護のための業務に係る活動（以下「安全活動」という。）について、その目的が十分に達成されておらず、原子力安全又は核物質防護の維持に影響を与えているう。）について、その目的が十分に達成されておらず、原子力安全又は核物質防護の維持に影響を与えていることが確認された事項。

ことが確認された事項。

② 検査気付き事項② 検査気付き事項
2- 407 -

事業者の安全活動の監視により、安全活動の目的の達成状況が十分でないと懸念される事項（本ガイドに基づくスクリーニングにより検査指摘事項とするものも含む。）③ 機能劣化事業者の安全活動の監視により、安全活動の目的の達成状況が十分でないと懸念される事項（本ガイドに基づくスクリーニングにより検査指摘事項とするものも含む。）③ 機能劣化

原子力安全を維持、確保する機能に関わる設備やシステム等の状況が管理値を下回っている状態。

原子力安全を維持、確保する機能に関わる設備やシステム等の状況が管理値を下回っている状態。

管理値とは、事業者が安全な状況を維持していく上で設定しているものであり、一般的に規制要求を満足し管理値とは、事業者が安全な状況を維持していく上で設定しているものであり、一般的に規制要求を満足しているかどうかを判断する上で、許認可等で確認されている値（設計確認値）から余裕をもって設定されているているかどうかを判断する上で、許認可等で確認されている値（設計確認値）から余裕をもって設定されているものをいう。そのため、機能劣化がある場合においても、必ずしも規制要求を満足していないわけではない。

ものをいう。そのため、機能劣化がある場合においても、必ずしも規制要求を満足していないわけではない。

また、対象となる状況としては、設備等の性能（容量、出力等）だけでなく、設備等の性能を発揮させるため

また、対象となる状況としては、設備等の性能（容量、出力等）だけでなく、設備等の性能を発揮させるための運転員の操作が確実に行われるための要員が確保されているか、確実に操作されるよう手順等が明確にさの運転員の操作が確実に行われるための要員が確保されているか、確実に操作されるよう手順等が明確にされているか等の運用上の体制も含むものである。

れているか等の運用上の体制も含むものである。

④ パフォーマンス劣化④ パフォーマンス劣化

事業者が原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図した活動をその企図に即して実施で事業者が原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図した活動をその企図に即して実施できていない状態。すなわち、事業者が規制要求又は自主基準を満足することに失敗している状態であって、そきていない状態。すなわち、事業者が規制要求又は自主基準を満足することに失敗している状態であって、その失敗が合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったもの。

の失敗が合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったもの。

設備等に機能劣化が見られる場合には、その直接的な原因となっている事業者の活動の問題点（例えば、設備等の性能の管理値を下回っている状態が放置されていた場合には、対応する点検の不備）を指す。

設備等に機能劣化が見られる場合には、その直接的な原因となっている事業者の活動の問題点（例えば、設備等の性能の管理値を下回っている状態が放置されていた場合には、対応する点検の不備）を指す。

4. スクリーニングの手順

4. スクリーニングの手順(1) ステップ 1： パフォーマンス劣化があるか？

(1) ステップ 1： パフォーマンス劣化があるか？

以下の二つの項目のどちらにも該当する場合は、パフォーマンス劣化があると判断する。

以下の二つの項目のどちらにも該当する場合は、パフォーマンス劣化があると判断する。

記載の適正化

原子力安全又は核物質防護を維持し、確保することに関して、事業者が規制要求(保安規定の品質保

原子力安全又は核物質防護を維持し、確保することに関して、事業者が規制要求又は自主基準を満・規制要求には保証計画含む。) 又は自主基準を満足することに失敗している状態であるか。

足することに失敗している状態であるか。

安規定の品質保証

その失敗は合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったか。

その失敗は合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったか。

計画も含まれることを明記

なお、検査気付き事項として懸念される状況においてパフォーマンス劣化があるかどうかを判断するに当たなお、検査気付き事項として懸念される状況においてパフォーマンス劣化があるかどうかを判断するに当たっては、原子力検査官は以下の点に留意して調査・分析を行い、パフォーマンス劣化がある場合には、次のスっては、原子力検査官は以下の点に留意して調査・分析を行い、パフォーマンス劣化がある場合には、次のス

テップに進むものとする。なお、パフォーマンス劣化ではないとしても、新知見等として事業者の安全活動の改

テップに進むものとする。なお、パフォーマンス劣化ではないとしても、新知見等として事業者の安全活動の改善が望まれるものについては、事業者の改善措置活動の中で考慮されていることを確認して、対応を終了す

善が望まれるものについては、事業者の改善措置活動の中で考慮されていることを確認して、対応を終了する。

る。
検査気付き事項に関連する事業者の活動について、原子力安全又は核物質防護を維持し、確保する検査気付き事項に関連する事業者の活動について、原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図している内容を確認し、その企図に即して実施できているか。また、あらかじめ決められた方ために企図している内容を確認し、その企図に即して実施できているか。また、あらかじめ決められた方法や計画どおりではないにしても、事業者が規制要求を許容可能な方法で満たしているか。

法や計画どおりではないにしても、事業者が規制要求を許容可能な方法で満たしているか。

原子力安全又は核物質防護の維持、確保の観点から、事業者が企図している内容が、規制要求に対

原子力安全又は核物質防護の維持、確保の観点から、事業者が企図している内容が、規制要求に対して十分なものになっているか。この判断に当たっては、論点となる規制要求事項に対する許認可上のして十分なものになっているか。この判断に当たっては、論点となる規制要求事項に対する許認可上の取扱い状況を確認し、関連する民間規格等も必要に応じて確認するとともに、必要に応じて原子力規取扱い状況を確認し、関連する民間規格等も必要に応じて確認するとともに、必要に応じて原子力規制庁において専門的知見を有する職員から見解を聴取する。

制庁において専門的知見を有する職員から見解を聴取する。

検査気付き事項として懸念される状況は、これまでの経験や知見（共有が図られている他事業者からの検査気付き事項として懸念される状況は、これまでの経験や知見（共有が図られている他事業者からの情報を含む。）から事業者が予測でき、予防する措置を講ずることができるものであったか、また、その情報を含む。）から事業者が予測でき、予防する措置を講ずることができるものであったか、また、その発生は防止すべきものであったか。

発生は防止すべきものであったか。
3- 408 -

(2) ステップ 2： 確認されたパフォーマンス劣化は、活動目的を達成し、原子力安全又は核物質防護を維持するこ(2) ステップ 2： 確認されたパフォーマンス劣化は、活動目的を達成し、原子力安全又は核物質防護を維持することに影響を与えているか？

とに影響を与えているか？

機能劣化の程度を以下の観点から整理し、有意な機能劣化があると判断される場合は、当該パフォーマン

機能劣化の程度を以下の観点から整理し、有意な機能劣化があると判断される場合は、当該パフォーマン

ス劣化を検査指摘事項として重要度評価のプロセスに移行し、その旨を本庁担当部門に報告する。検査指摘

ス劣化を検査指摘事項として重要度評価のプロセスに移行し、その旨を本庁担当部門に報告する。検査指摘

・ステップ３を新事項とはしないものにあっては、次のステップに進む。

事項とはしないものにあっても、事業者においては予防処置等の観点で対応を検討する必要があることから、設したこと及び 3

事業者の改善措置活動の中で考慮されていることを確認し、軽微として分類され対応を終了する。

行下にも同様な記

具体的には、パフォーマンス劣化が以下の項目のいずれかに該当する場合は検査指摘事項となり、以下の項目のいずれにも該当しない場合は検査指摘事項とならない。

具体的には、パフォーマンス劣化が以下の項目のいずれかに該当する場合は検査指摘事項となり、以下の記載の適正化載があるため削除

項目のいずれにも該当しない場合は検査指摘事項とならない。
なお、事業者は軽微と分類されたパフォーマンス劣化に対して是正しなければならないが、当該事案について通常は検査報告書において文書化されるものではなく、基本検査の中で改善措置活動の適切性を見ていく

・ステップ３に移ものとする。

動するため削除

パフォーマンス劣化は、添付 1 に示す原子力規制検査における監視領域（小分類）の属性の一つに関パフォーマンス劣化は、添付 1 に示す原子力規制検査における監視領域（小分類）の属性の一つに関連付けられ、また、そのパフォーマンス劣化は関連する監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼした連付けられ、また、そのパフォーマンス劣化は関連する監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしたか。

か。

パフォーマンス劣化は、事故の防止の機能の一部が喪失する等の原子力安全又は核物質防護上重大

パフォーマンス劣化は、事故の防止の機能の一部が喪失する等の原子力安全又は核物質防護上重大な事象につながる前兆として考えられるか。

な事象につながる前兆として考えられるか。

確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全又は核物質防護上重確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全又は核物質防護上重大な問題をもたらす可能性があるか。

大な問題をもたらす可能性があるか。

パフォーマンスの劣化は安全実績指標に関係し、その安全実績指標のしきい値を超える原因となるもパフォーマンスの劣化は安全実績指標に関係し、その安全実績指標のしきい値を超える原因となるも

のか。

のか。

(3)ステップ 3:

是正処置が不十分なため、類似の事象が繰り返されているか。

記載の適正化(新設)

記載の適正化・不十分な是正処

パフォーマンス劣化自体が検査指摘事項にならなくとも、その是正処置が不十分なため、類似の事象が繰置により、類似のり返されている場合は、CAP 活動による継続的改善が効果的に実施されていないと判断されることから、検査

事象が繰り返され指摘事項となる。

る場合は検査指摘

一方、十分な是正処置が取られ、類似の事象が繰り返されなければ、軽微となり、当該事案について通常事項となることを

は検査報告書において文書化されないが、事業者は軽微と分類されたパフォーマンス劣化に対して是正しな

本文にも記載ければならず、原子力検査官は、基本検査の中でその改善措置活動の適切性を確認するものとする。

上述の検討の参考として、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事

上述の検討の参考として、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事

例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋した事例集を参考資料に示す。参考資料の事例

例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋した事例集を参考資料に示す。参考資料の事例は一般的な状況での取扱いを整理したものであって、実際のスクリーニングにおいては、原子力施設等の実は一般的な状況での取扱いを整理したものであって、実際のスクリーニングにおいては、原子力施設等の実態、背景要因及び発生環境、その他の要因を含めて考慮して判断する。

態、背景要因及び発生環境、その他の要因を含めて考慮して判断する。

上記ステップ 1、ステップ 2 及びステップ 3 のスクリーニングに当たっては、事業者からその判断に資する情

上記ステップ 1 及びステップ 2 のスクリーニングに当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集す

報を収集することが必要である。原子力安全又は核物質防護に一義的な責任を有する事業者は、ある検査気ることが必要である。原子力安全又は核物質防護に一義的な責任を有する事業者は、ある検査気付き事項が付き事項が「パフォーマンス劣化がない」又は「検査指摘事項ではない」と考える場合には、こうした情報によっ「パフォーマンス劣化がない」又は「検査指摘事項ではない」と考える場合には、こうした情報によって、自らのて、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠に基づき説明することが求められる。したがって、こうし考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠に基づき説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥
4- 409 -

ステップ 3 を設けたため追記

た説明が妥当性を欠く場合には「検査指摘事項である」と判断する。

当性を欠く場合には「検査指摘事項にある」と判断する。

記載の適正化(誤記)

図 1 に、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングのフローを示す。

図 1 に、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングのフローを示す。

運用の明確化・本文のパフォー
マンス劣化がない
場合の対応をフローに追記
運用の明確化・違反の特定及び評価はパフォーマ
ンス劣化が発見されてから実施する
ためフローの引き出し元を見直し
運用の明確化・軽微と判断しても繰り返される場合は指摘となることをフローに追記
運用の明確化・本文の軽微判断以降の取扱をフロ

監視領域

図 1 検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングフロー

図 1 検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングフロー

添付１－１ 監視領域（小分類）の目的と属性（発電用原子炉施設）

添付１－１ 監視領域（小分類）の目的と属性（発電用原子炉施設）

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

ーに追記

原子力施設安全－発生防止（小分類）
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、重要な安目的

全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性

評価領域

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。

属性

評価領域

設計管理

当初の設計とプラントの改造

設計管理

当初の設計とプラントの改造

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、開閉所作業、送電網の安外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、開閉所作業、送電網の安運用の明確化

る防護

定性、地震

る防護

定性

・外的要因に対す

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

構成配置管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

る防護に地震を追設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性（蒸気発生器伝熱管破断、設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性（蒸気発生器伝熱管破断、記

マンス

インターフェース・システム LOCA、LOCA（大、中、小）、燃料取替／燃料

マンス

インターフェース・システム LOCA、LOCA（大、中、小）、燃料取替／燃料

記載の適性化(誤取扱設備記)

手順書の適切さ

記載の適性化(表

取扱設備
手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）手順書の品質現の充実)
5- 410 -

ヒューマン・パ

ヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

ヒューマン・エラー

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
望ましくない結果（すなわち、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応す

目的る系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

望ましくない結果（すなわち、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

設計管理

当初の設計とプラントの改造

設計管理

当初の設計とプラントの改造

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、地震、気象

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、地震、気象

る防護

る防護

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

構成配置管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

記載の適性化(誤設備のパフォー

動作可能性、信頼性

設備のパフォー

動作可能性、信頼性記)

運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

記載の適性化(表マンス
手順書の品質マンス
運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試手順書の品質現の充実)験（事象前）手順書
ヒューマン・パヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（燃料被覆管、原子炉冷却系及び格納容器）が公衆を事故又目的

物理的設計バリア（燃料被覆管、原子炉冷却系及び格納容器）が公衆を事故又は事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすは事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらす

こと。

こと。

属性

評価領域（燃料被覆管の機能維持）

属性

評価領域（燃料被覆管の機能維持）

設計管理

物理特性試験、炉心設計解析（熱的制限、炉心運転制限報告、燃料装荷解析）

設計管理

物理特性試験、炉心設計解析（熱的制限、炉心運転制限報告、再装荷解析）

系統構成管理反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、原子炉制御系）、一次系水質管理、炉構成配置管理反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、原子炉制御系）、一次系水質管理、炉心構成配置（装荷）被覆管のパフォ心構成配置（装荷）

ルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

被覆管のパフォルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベル

記)
記載の適性化(誤記)ーマンス

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物管理、燃料装荷、炉物理試験、容器組立、水質、原子炉操

ヒューマン・パ

手順書の遵守（FEM、燃料装荷、物理特性試験、容器組立、水質、原子炉操

フォーマンス作）、異物管理ルーズ・パーツ、共通原因問題

フォーマンス作）、FME ルーズ・パーツ、共通原因問題

属性

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）

属性

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）

設計管理

プラントの改造

設計管理

プラントの改造

系統構成管理系統の配置、1 次系／2 次系の水質

構成配置管理系統の配置、1 次系／2 次系の水質

原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、原子炉冷却材圧力バウンダリの動的機器（弁、シー原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、バウンダリの動的機器（弁、シール）、供用期間中検査

備及びバリアのル）、供用期間中検査の結果

備及びバリアのの結果

パフォーマンス
手順書の品質

記載の適性化(誤パフォーマンス
日常（定期）運転／保守手順書、非常時運転手順書及びそれによって呼び出さ

手順書の品質れる関連する通常外（異常時）手順書- 411 -

記）
※英文略語を和訳

記載の適性化(誤記)
記載の適正化
・格納容器バウン
ダリと区別化日常（定期）OPS／保守手順書、EOPs 及び EOPs によって呼び出される関連
する通常外（異常時）手順書

6

記載の適性化（誤記載の適性化（誤記）

ヒューマン・パ

日常（定期）運転／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

日常（定期）OPS／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

※英文略語を和訳

フォーマンス

属性

評価領域（格納容器の機能維持）

属性

評価領域（格納容器の機能維持）

設計管理

プラントの改造、構造健全性、運転性能

設計管理

プラントの改造、構造健全性、運転性能

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

構成配置管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

記載の適性化(誤SSC 及びバリ

蒸気発生器伝熱管の健全性、インターフェース・システム LOCA の防止、格SSC 及びバリ

蒸気発生器伝熱管の健全性、インターフェース・システム LOCA の防止、格記)

アのパフォーマ

納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能

アのパフォーマ

納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能

ンス

ンス

手順書の品質

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（運転、メンテナンス、サーベイラ

手順書の品質ンス）
ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス属性

ヒューマン・パ

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（OPS、メンテナンス、サーベイラ

記載の適性化（誤ンス）記）

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

※英文略語を和訳

記載の適性化（誤フォーマンス
評価領域（制御室と補助建屋－PWR、及び、SGT（非常用ガス処理系）－

属性

評価領域（制御室と補助建屋－PWR、及び、SGT（非常用ガス処理系）－

BWR のみ、の放射性物質バリアの機能維持）

BWR のみ、の放射性物質バリアの機能維持）

設計管理

プラントの改造、構造健全性

設計管理

プラントの改造、構造健全性

系統構成管理建屋バウンダリの保持

構成配置管理建屋バウンダリの保持

SSC 及びバリ

扉、ダンパー、ファン、シール、計装SSC 及びバリ

扉、ダンパー、ファン、シール、計装アのパフォーマ

アのパフォーマ

ンス

ンス

手順書の品質非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パフォーマンスヒューマン・パ

EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス
事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）

属性
設計管理

プラントの改造、構造健全性

系統構成管理系統の配置

構成配置管理系統の配置

SSC のパフォ

ポンプ、弁、計装

SSC のパフォ

ポンプ、弁、計装ーマンス

記載の適性化（誤記）

ーマンス
非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書

EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス
手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンス

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

（小分類）
目的

※英文略語を和訳

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）

プラントの改造、構造健全性

監視領域

記載の適性化（誤記）

設計管理

ヒューマン・パ記)

フォーマンス

属性

手順書の品質※英文略語を和訳

記載の適性化(誤手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

記）

監視領域

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処（小分類）
重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

重大事故等対処設備

設備、資機材

重大事故等対処設備

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

7- 412 -

記載の適性化（誤記）※英文略語を和訳

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

マンス

教育、訓練

マンス

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）

目的

通常の商用原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被目的

通常の商用原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、REMP

記載の適性化（誤設備及び計装境モニタリング設備、気象観測設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備及び計装設備、気象設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備計算、輸送パッ記）

ケージ、計量ラボ）※英文略語を和訳

設備計算、輸送パッケージ、計量ラボ）
プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ及び放射線環境モニタリング、放出測定品質管プログラム及び手順書（プロセス RMS 及び REMP、放出測定 QC、運搬プログラム、放射性記載の適性化（誤プロセス

理、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）
、被ばく

プロセス

物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性核物質モニタリン記）

及び放射性核物質モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、国グと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、DOT パッケージ放射線制限、※英文略語を和訳

土交通省放射性物質輸送に係る線量制限、測定線量）

測定線量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンスヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）

目的

通常の商用原子炉の運転における放射性物資による被ばくから従業員の健康と目的

通常の商用原子炉の運転における放射性物資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すること。

安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス設備計装、（エリア放射線モニタ校正及び動作可能性、ソースターム

プラント施設／プロセス設備計装、（ARM Cals 及び動作可能性、ソースターム管理）、手順書

設備及び計装管理）、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

設備及び計装（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線管理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理プログラム及び手順書（HPT、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリ

プロセス及びモニタリング（モニタリング及び放射線防護管理）、ALARA 計画（管理目プロセス

ング（モニタリング及び RP 管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パフォーマンスヒューマン・パ記）※英文略語を和訳

ばく量）

トレーニング（契約者放射線管理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

記載の適性化（誤トレーニング（契約者 HPT 認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

記載の適性化（誤記）※英文略語を和訳

記載の適性化（誤記）※英文略語を和訳

添付１－２ 監視領域（小分類）の目的と属性（試験研究用等原子炉施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－２ 監視領域（小分類）の目的と属性（試験研究用等原子炉施設）（小分類）

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、重要な安目的

全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－発生防止

評価領域◯当初の設計とプラントの改造

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。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計とプラントの改造

・過剰な反応度の印加防止機能・過剰な反応度の印加防止機能（高出力、中出力、低出力）制御棒ストッパ機構、相互に独立な複数の系統等（高出力、中出力、低出力）制御棒ストッパ機構、相互に独立な複数の系統

・炉心の形成機能

・炉心の形成機能8- 413 -

（高出力、中出力、低出力）炉心支持構造物、燃料要素等（高出力、中出力、低出力）炉心支持構造物、燃料要素

・燃料を安全に取り扱う機能

・燃料を安全に取り扱う機能（高出力、中出力、低出力）核燃料取扱設備等（高出力、中出力、低出力）核燃料取扱設備

・冷却材の循環機能

・冷却材の循環機能（高出力、中出力、低出力）1 次冷却系設備（主循環ポンプ）、中間冷却系等（高出力、中出力、低出力）1 次冷却系設備（主循環ポンプ）、中間冷却系

・プラント計測・制御機能(安全保護機能を除く。)

・プラント計測・制御機能(安全保護機能を除く。)（高出力、中出力、低出力）反応度制御系、計測制御系等（高出力、中出力、低出力）反応度制御系、計測制御系

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（火災又は爆発防
止、臨界防止等）への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

構成配置管理◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性、燃料取替／燃料取扱設

設備のパフォー

備等の発生防止に係る安全機能の性能の維持

マンス

手順書の品質発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質手順書の適切さ

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

系統構成管理・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー
マンス

フォーマンス

監視領域

・発生防止に係る安全機能の維持備等の発生防止に係る安全機能の性能の維持

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
望ましくない結果（すなわち、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応す

目的る系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性、燃料取替／燃料取扱設

フォーマンス（小分類）
目的◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

評価領域◯当初の設計とプラントの改造

望ましくない結果（すなわち、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計とプラントの改造

・原子炉の緊急停止及び未臨界維持機能

・原子炉の緊急停止及び未臨界維持機能（高出力、中出力、低出力）制御棒、スクラム機構、液体制御材、一次冷却材（高出力、中出力、低出力）制御棒、スクラム機構、液体制御材、一次冷却材の排水機能等の排水機能・停止後の炉心冷却機能・停止後の炉心冷却機能（高出力、中出力）崩壊熱除去設備（補助ポンプ等）、残留熱除去設備等（高出力、中出力）崩壊熱除去設備（補助ポンプ等）、残留熱除去設備

・炉心の冷却機能

・炉心の冷却機能（高出力、中出力、低出力）１次冷却系設備、２次冷却設備、ナトリウムを液（高出力、中出力、低出力）１次冷却系設備、２次冷却設備、ナトリウムを液体の状態に保つ設備、カバーガスを保持する設備等

体の状態に保つ設備、カバーガスを保持する設備

・炉心の冠水維持機能

・炉心の冠水維持機能（高出力、中出力）サイフォンブレーカ、冠水維持バウンダリ、ガードベッセ（高出力、中出力）サイフォンブレーカ、冠水維持バウンダリ、ガードベッセ
9- 414 -

ル等

ル

・試料冷却機能・試料冷却機能（高出力、中出力）１次系、試験燃料体の冷却機能等（高出力、中出力）１次系、試験燃料体の冷却機能

・工学的安全施設及び停止系への作動信号の発生機能・工学的安全施設及び停止系への作動信号の発生機能（高出力、中出力、低出力）安全保護系（停止系）、工学的安全施設（高出力、中出力、低出力）安全保護系（停止系）、工学的安全施設

・安全設備

・安全設備

（高出力、中出力）非常用電源設備等（高出力、中出力）非常用電源設備

・(実験設備（照射ループ設備）)保護機能・(実験設備（照射ループ設備）)保護機能（高出力、中出力）安全弁、逃がし弁等（高出力、中出力）安全弁、逃がし弁

・事故時のプラント状態の把握、緊急時対策上重要なものの機能

・事故時のプラント状態の把握、緊急時対策上重要なものの機能（高出力、中出力、低出力）原子炉建屋内放射線モニタ、原子炉プール水位（高出力、中出力、低出力）原子炉建屋内放射線モニタ、原子炉プール水位計、使用済燃料貯蔵プール水位計、通信連絡設備、消火系、避難通路、非常用計、使用済燃料貯蔵プール水位計、通信連絡設備、消火系、避難通路、非常用

照明等

照明

・制御室外安全停止機能

・制御室外安全停止機能（高出力、中出力、低出力）制御室外原子炉停止装置（設置されている場合）（高出力、中出力、低出力）制御室外原子炉停止装置（設置されている場合）

等

・原子炉圧力上昇緩和機能

・原子炉圧力上昇緩和機能（高出力、中出力）逃がし弁（高出力、中出力）逃がし弁等

・(実験設備)炉心の冠水維持に必要な機能

・(実験設備)炉心の冠水維持に必要な機能（高出力、中出力）水平実験孔(水止用板)（高出力、中出力）水平実験孔(水止用板) 等

・特に重要な計測機能・特に重要な計測機能（高出力、中出力）圧力計、温度計、流量計、水位計等（高出力、中出力）圧力計、温度計、流量計、水位計等
外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（火災又は爆発防◯人為事象

止、臨界防止等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

構成配置管理◯動作可能性、信頼性、拡大防止設備のパフォー

・影響緩和に係る安全機能の性能への影響

マンス

手順書の品質運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

手順書の品質運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

ヒューマン・パヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）ヒューマン・パヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

系統構成管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー
マンス

フォーマンス

監視領域（小分類）◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯動作可能性、信頼性、拡大防止・影響緩和に係る安全機能の性能への影響

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域
（小分類）
10

- 415 -

原子力施設安全－閉じ込めの維持

目的

物理的設計バリア（燃料被覆材、冷却系統及び格納容器）が公衆を事故又は事目的

物理的設計バリア（燃料被覆材、冷却系統及び格納容器）が公衆を事故又は事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこ象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこ

と。

と。

属性

評価領域（燃料被覆材の機能維持）

属性

評価領域（燃料被覆材の機能維持）

設計管理

物理特性試験、炉心設計解析（熱的制限、運転上の制限）

設計管理

物理特性試験、炉心設計解析（熱的制限、運転上の制限）

系統構成管理・冷却材中への核分裂生成物の放散防止機能

・冷却材中への核分裂生成物の放散防止機能（高出力、中出力、低出力）燃料被覆材等（高出力、中出力、低出力）燃料被覆材

反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、反応度制御系）、水質管理、炉心構成

構成配置管理配置（装荷）
被覆材のパフォ反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、反応度制御系）、水質管理、炉心構成
配置（装荷）

ルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

被覆材のパフォルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物混入防止、燃料装荷、物理特性試験、容器組立、水化学、

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物混入防止、燃料装荷、物理特性試験、容器組立、水化学、

フォーマンス

原子炉操作）、ルーズ・パーツ、共通原因問題

フォーマンス

原子炉操作）、ルーズ・パーツ、共通原因問題

属性
設計管理

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）◯プラントの改造

属性
設計管理

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）◯プラントの改造

・（実験設備（照射ループ設備））冷却材バウンダリ機能・（実験設備（照射ループ設備））冷却材バウンダリ機能（高出力、中出力）外套管等（高出力、中出力）外套管

・保護機能

・保護機能

（高出力、中出力）耐圧管等（高出力、中出力）耐圧管

系統構成管理系統の配置、1 次系／2 次系の水質

構成配置管理系統の配置、1 次系／2 次系の水質

原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、バウンダリの動的機器（弁、シール）、事業者検査の結原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、バウンダリの動的機器（弁、シール）、事業者検査の結

備及びバリアの果

備及びバリアの果

パフォーマンス
手順書の品質パフォーマンス
日常（定期）OPS／保守手順書、EOPs 及び EOPs によって呼び出される関連手順書の品質する通常外（異常時）手順書
ヒューマン・パ

日常（定期）OPS／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス

する通常外（異常時）手順書
ヒューマン・パ

日常（定期）OPS／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス属性
設計管理

日常（定期）OPS／保守手順書、EOPs 及び EOPs によって呼び出される関連評価領域（格納容器の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性、運転性能

属性
設計管理

評価領域（格納容器の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性、運転性能

・放射性物質の閉じ込め機能、遮へい及び放出低減機能・放射性物質の閉じ込め機能、遮へい及び放出低減機能（高出力、中出力、低出力）非常用排気設備、原子炉建屋、排気筒等（高出力、中出力、低出力）非常用排気設備、原子炉建屋、排気筒

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

構成配置管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

SSC 及びバリ

格納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能

SSC 及びバリ

格納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能

アのパフォーマ

アのパフォーマ

ンス

ンス

手順書の品質

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（OPS、メンテナンス、サーベイラ

手順書の品質ンス）
ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンス属性

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（OPS、メンテナンス、サーベイラ
ンス）

ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンス
評価領域（制御室と建屋、非常用排気設備等の放射性物質バリアの機能維持）

属性
11- 416 -

評価領域（制御室と建屋、非常用排気設備等の放射性物質バリアの機能維持）設計管理◯プラントの改造、構造健全性

設計管理◯プラントの改造、構造健全性・放射性物質の貯蔵機能

・放射性物質の貯蔵機能（高出力、中出力、低出力）液体及び固体の放射性廃棄物処理施設等（高出力、中出力、低出力）液体及び固体の放射性廃棄物処理施設

系統構成管理建屋バウンダリの保持

構成配置管理建屋バウンダリの保持

SSC 及びバリ

扉、ダンパ、ファン、シール、計装SSC 及びバリ

扉、ダンパ、ファン、シール、計装アのパフォーマ

アのパフォーマ

ンス

ンス

手順書の品質EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンス

属性
設計管理

EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性

属性
設計管理

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性・放射性物質の貯蔵機能

・放射性物質の貯蔵機能（高出力、中出力、低出力）核燃料貯蔵設備等（高出力、中出力、低出力）核燃料貯蔵設備

系統構成管理系統の配置

構成配置管理系統の配置

SSC のパフォ

ポンプ、弁、計装

SSC のパフォ

ポンプ、弁、計装ーマンス
手順書の品質ーマンス
EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

EOPs、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス
手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）OPS／保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（高出力監視領域

原子力施設安全－多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（高出力（小分類）

炉、中出力炉）又は非常時の対応（低出力炉）（小分類）

炉、中出力炉）又は非常時の対応（低出力炉）

目的

多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時が発生した場合における当該事

多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備

故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
体制の整備

目的

評価領域
◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及びその支

属性
体制の整備

評価領域
◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及びその支

援組織

援組織

・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及び支援組

・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及び支援組

織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の

配置

配置・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備

・工場等外部からの支援体制の構築の整備

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備
・工場等外部からの支援体制の構築の整備

設備、資機材◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材・設計評価事故を超える事故の拡大を防止する設備◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材
・設計評価事故を超える事故の拡大を防止する設備

12- 417 -

手順書の品質・フィルタ等を設けた非常用排気設備等による、事故時の使用済燃料を取り扱

・フィルタ等を設けた非常用排気設備等による、事故時の使用済燃料を取り扱

う施設等からの放射性物質の流出を抑制又は緩和する設備

う施設等からの放射性物質の流出を抑制又は緩和する設備

・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・上記多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備以外の多量の・上記多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備以外の多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・臨界事故の拡大を防止するための手順等
・核燃料物質等を閉じ込める機能の喪失に対処するための手順等
・その他の事故に対処するための手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の使用施設の挙動に関する知マンス・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の使用施設の挙動に関する知

監視領域

識の向上

識の向上

・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・放射性物質による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故

・放射性物質による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故

時対応訓練

時対応訓練

・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばく

目的

から公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の商用原子炉の運転において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物
資の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

設備及び計装境監視設備、気象設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備計算、輸設備及び計装境監視設備、気象設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備計算、輸送パッケージ、計量ラボ）

送パッケージ、計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス RMS 及び放射線環境監視設備、放出測定 QC、運搬プログラ

プログラム及び手順書（プロセス RMS 及び放射線環境監視設備、放出測定 QC、運搬プログラ

プロセス

ム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性核物質

プロセス

ム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性核物質

ヒューマン・パモニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、DOT パッケージ放モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、DOT パッケージ放

射線制限、測定線量）

射線制限、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の原子炉の運転における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全目的
13- 418 -

通常の商用原子炉の運転において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業

を適切に守ることを確保すること。

従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、放射性物資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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス設備計装、（ARM Cals 及び動作可能性、ソースターム管理）、手順書

プラント施設／プロセス設備計装、（ARM Cals 及び動作可能性、ソースターム管理）、手順書

設備及び計装（放射線防護及びメンテナンス）

設備及び計装（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（HPT、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリ

プログラム及び手順書（HPT、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリ

プロセス

ング（モニタリング及び RP 管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

ング（モニタリング及び RP 管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者 HPT 認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－３ 監視領域（小分類）の目的と属性（再処理施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす冷却機能喪目的

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす冷却機能喪失、水素掃気機能喪失、臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪失を生じさ

失、水素掃気機能喪失、臨界、火災又は爆発等による閉じ込めに係る安全機能

せる事象の発生を抑制すること。

の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

添付１－３ 監視領域（小分類）の目的と属性（再処理施設）
監視領域

（小分類）
目的

トレーニング（契約者 HPT 認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

評価領域◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・冷却機能に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計（核燃料物質を収納する機器の形状寸法、溶液中の・水素掃気機能に係る安全設計

核燃料物質の濃度、核燃料物質の質量、核燃料物質の同位体組成、ユニット管・臨界防止に係る安全設計

理、中性子吸収材の形状寸法、濃度、材質等の核的制限値の設定、機器の設・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

計、運転条件等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（熱的制限値（ウラン濃縮缶に供給する加熱蒸気温度等）、化学的制限値（核燃料物質を含む有機溶媒温度等）、有
機溶媒等の漏えい、爆発防止、引火点未満、水素滞留防止、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（冷却、水素掃気、火◯人為事象

災又は爆発防止、臨界防止等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響

系統構成の管理◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー
14- 419 -

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止

マンス・発生防止に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止等）を有する設備の性能
手順書の品質等）を有する設備の性能発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・臨界防止に係る手順（溶液中の核燃料物質の濃度、核燃料物質の質量、同位体組成、物理的・化学的性状並びに中性子の吸収効果、減速材条件及び反射条
件）・火災又は爆発の防止に係る手順（可燃性物質及び発火源の管理、火気取扱い
作業管理、危険物管理等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水、化学薬品の漏えい等による冷却、水素
掃気、火災又は爆発の防止、臨界防止等の安全機能の損傷防止に係る手順

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
冷却機能喪失、水素掃気機能喪失、臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪

目的

冷却機能喪失、水素掃気機能喪失、臨界、火災又は爆発等による閉じ込め機能

失等の拡大を防止及び影響を緩和するために対応する系統、設備の動作可能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩和するために対応する系統、設備の動作可性、信頼性及び機能性を確保すること。

能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
設計管理

ヒューマン・エラー

評価領域◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・冷却機能に係る安全設計

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計（臨界警報装置及び臨界発生時の溶液

・水素掃気機能に係る安全設計

移送、希釈、中性子吸収材の注入等に係る安全機能の設計）

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全設計

・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計（火災感知設備、消・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全設計

火設備、可燃性ガス漏えい感知設備、爆発による圧力逃がし設備、防火戸、防外的事象に対す◯自然現象

火扉、防火ダンパ等）

る防護・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、外的事象に対す◯自然現象

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

る防護・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、◯人為事象

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（冷却、水素掃気、火・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）へ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

の影響
◯人為事象
・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）を有する設備の性能

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書
・臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和の手順（臨界発生時の溶液移送、希15- 420 -

釈、中性子吸収材の注入等）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る手順（初期消火、防火服、空気呼吸器等の消火用資機材の取扱い、通信連絡、公設消防と連携等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水、化学薬品の漏えい等による臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能の損傷防止に係る手順
ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出か目的

ら公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

ヒューマン・エラー

フォーマンス（小分類）
目的ヒューマン・パ評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系
統外への漏えい防止及び逆流防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）への影響

び逆流防止等）への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域（小分類）

フォーマンス

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

監視領域
（小分類）
16

- 421 -

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

目的

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。
）若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。
）が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他テロリズムによる施設の大規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
体制の整備

評価領域
◯重大事故等対策の実施組織及びその支援組織

属性
体制の整備

評価領域
◯重大事故等対策の実施組織及びその支援組織

・重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各・重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備

・工場等外部からの支援体制の構築の整備

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・重大事故等の中長期的な対応が必要となる場合に備えて、適切な対応を検討

・工場等外部からの支援体制の構築の整備

できる体制の整備・重大事故等の中長期的な対応が必要となる場合に備えて、適切な対応を検討できる体制の整備

設備、資機材◯重大事故等対処設備及び資機材

設備、資機材◯重大事故等対処設備及び資機材・臨界事故の拡大を防止するための設備・臨界事故の拡大を防止するための設備（中性子吸収材の貯槽への注入設備、・冷却機能の喪失による蒸発乾固に対処するための設備

溶液の回収・移送設備、水封安全器、セル換気系統代替設備等）

・放射線分解により発生する水素による爆発に対処するための設備

・冷却機能の喪失による蒸発乾固に対処するための設備（冷却設備、回収・移・有機溶媒等による火災又は爆発に対処するための設備

送設備、冷却管を用いた直接注水設備、ルテニウムの気相への大量移行を抑制

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備、可搬型スプレイ設備

するためのショ糖等の注入設備、希釈材の注入、水封安全器、セル換気系統代・放射性物質の漏えいに対処するための設備

替設備等）

・上記重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備及び資機材

・放射線分解により発生する水素による爆発に対処するための設備（圧縮空気の供給設備、溶液の回収・移送設備、ボンベ等による水素掃気配管への窒素の供給設備、爆発に至らせないための水素燃焼設備、容器への希釈材の注入設
備、水封安全器、セル換気系統代替設備等）
・有機溶媒等による火災又は爆発に対処するための設備（溶液の回収・移送設
備、セル内注水設備、消火設備や窒息消火設備（ダンパ等の閉止）、漏えいした溶液の冷却設備、セル内注水設備、閉止弁、密閉式ダンパ、水封安全器、セル換気系統代替設備等）
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（可搬型代替注水設備（注水ライン、ポンプ車等）、可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ、スプレイライン、ポンプ車等、使用済燃料貯蔵槽の監視、電源、補給水、施設の状態を監視するための設備等）・放射性物質の漏えいに対処するための設備
・上記重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備及び資機材

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・臨界事故の拡大を防止するための手順等
・冷却機能の喪失による蒸発乾固に対処するための手順等
・放射線分解により発生する水素による爆発に対処するための手順等

17- 422 -

・有機溶 媒等による火災又は爆発に対処するための手順等
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
・放射性物質の漏えいに対処するための手順等
・工場等外への放射性物質等の放出を抑制するための手順等
・大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に係る手順等
・その他の手順
要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス

・重大事故等時の再処理施設の挙動に関する知識の向上

マンス

・重大事故等時の再処理施設の挙動に関する知識の向上

・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・放射性物質や化学物質等による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を・高線量下、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故時対応訓練

想定した事故時対応訓練

・夜間及び休日を含めて必要な要員の招集、定期的な連絡訓練・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

18- 423 -

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－４ 監視領域（小分類）の目的と属性（プルトニウムを取り扱う加工施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－４ 監視領域（小分類）の目的と属性（プルトニウムを取り扱う加工施設）
原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・目的

爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・爆発等による閉じ込めに係る安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制す
ること。

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計（核燃料物質を収納する機器の形状寸法、中性子吸・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

収材の形状寸法、材質、質量、プルトニウム富化度、同位体組成、密度、幾何学的形状、減速条件、中性子吸収材、溶液中の濃度等の核的制限値の設定、機器の設計、インターロック、運転条件等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（熱的制限値、化学的制限値、有機溶媒等の可燃性物質又は水素ガス等の爆発性物質の漏えい防止、引火点未満、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（火災又は爆発防◯人為事象

止、臨界防止等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響

系統構成の管理◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）を有する設備の性能

手順書の品質発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・臨界防止に係る手順（核燃料物質の濃度、核燃料物質の質量、同位体組成、物理的・化学的性状並びに中性子の吸収効果、減速材条件及び反射条件）
・火災又は爆発の防止に係る手順（有機溶媒等可燃性物質、水素ガス等爆発性物質及び発火源の管理、火気取扱い作業管理、危険物管理等）

19- 424 -

・外部事象、人の不法な侵入等、溢水等による火災・爆発の防止、臨界防止等の安全機能の損傷防止に係る手順
ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

ヒューマン・エラー

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
臨界、火災・爆発等による安全機能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩和する

目的ために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

臨界、火災・爆発等による閉じ込め機能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩和するために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保するこ
と。

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計（臨界警報装置、臨界発生時の未臨界・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計措置等に係る安全機能の設計）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計（火災感知設備、警報設備、消火設備、火災及び爆発による影響の緩和設備、防火戸、防火扉、防火ダンパ等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（火災又は爆発の感知◯人為事象

及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（火災又は爆発の感知及び消火
並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

系統構成の管理◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（火災又は爆発の感知及び消火並びに影
響軽減、臨界防止等）の維持設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、健全性、安全機能を有する設備の性能

マンス
手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、健全性、安全機能（火災又は爆発の感知

マンス及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）を有する設備の性能

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書
・臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和の手順（臨界発生時の溶液移送、希釈、中性子吸収材の注入等）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る手順（初期消火、防火服、空気呼吸器等の消火用資機材の取扱い、通信連絡、公設消防と連携等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水等による臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能の損傷防止に係る手順ヒューマン・パフォーマンスヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス20- 425 -

ヒューマン・エラー監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系
統外への漏えい防止及び逆流防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）の維持設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処（小分類）
重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

重大事故に至るおそれがある事故（設計基準事故を除く。以下同じ。
）若しく
は重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他テロリズムによる施設の大規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
体制の整備

評価領域
◯重大事故等対策の実施組織及びその支援組織

属性
体制の整備

評価領域
◯重大事故等対策の実施組織及びその支援組織

・重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各・重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化
21- 426 -

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備

・工場等外部からの支援体制の構築の整備

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備
・工場等外部からの支援体制の構築の整備

設備、資機材

手順書の品質◯重大事故等対処設備及び資機材

設備、資機材◯重大事故等対処設備及び資機材・未臨界に移行し、及び未臨界を維持するための設備

・未臨界に移行し、及び未臨界を維持するための設備・臨界事故の影響を緩和するための設備・臨界事故の影響を緩和するための設備

・核燃料物質等の飛散又は漏えいを防止し、飛散又は漏えいした核燃料物質等

・核燃料物質等の飛散又は漏えいを防止し、飛散又は漏えいした核燃料物質等を回収するために必要な設備を回収するために必要な設備

・核燃料物質等を閉じ込める機能を回復するために必要な設備

・核燃料物質等を閉じ込める機能を回復するために必要な設備

・上記重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備及び資機材

・上記重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・臨界事故の拡大を防止するための手順等
・核燃料物質等を閉じ込める機能の喪失に対処するための手順等
・その他の事故に対処するための手順等
・工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等
・大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に係る手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス

・重大事故等時の MOX 加工施設の挙動に関する知識の向上

マンス

・重大事故等時の MOX 加工施設の挙動に関する知識の向上

監視領域・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

・放射性物質や化学物質等による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を

・放射性物質や化学物質等による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故時対応訓練

想定した事故時対応訓練

・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パフォーマンス

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

く、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パフォーマンス22- 427 -

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業おいて、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス
添付１－５ 監視領域（小分類）の目的と属性（加工施設）

監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－５ 監視領域（小分類）の目的と属性（加工施設）
原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・目的

爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・爆発等による閉じ込めに係る安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制す
ること。

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計（核燃料物質を収納する機器の形状寸法、材質、質・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

量、化学的組成、同位体組成、密度、幾何学的形状、減速条件、中性子吸収材、溶液中の濃度等の核的制限値の設定、機器の設計、インターロック、運転条件等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（熱的制限値、化学的制限値、可燃性物質又は水素ガス等の爆発性物質の漏えい防止、引火点未満、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（火災又は爆発防◯人為事象

止、臨界防止等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）の維持（ライン
ナップ）

23

- 428 -

設備のパフォー◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）を有する設備の性能

手順書の品質発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・臨界防止に係る手順（核燃料物質の濃度、核燃料物質の質量、同位体組成、物理的・化学的性状並びに中性子の吸収効果、減速材条件及び反射条件）
・火災又は爆発の防止に係る手順（可燃性物質、水素ガス等爆発性物質及び発火源の管理、火気取扱い作業管理等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水等による火災・爆発の防止、臨界防止等の安全機能の損傷防止に係る手順

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

ヒューマン・エラー

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
臨界、火災・爆発等による安全機能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩和する

目的ために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

臨界（臨界質量以上のウラン（ウラン二三五の量のウランの総量に対する比率が百分の五を超えるものに限る。）、火災・爆発等による閉じ込め機能の喪失等）の拡大を防止及び影響を緩和するために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計・火災又は爆発の感知及び消火並びに・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計（臨界警報装置、臨界発生時の未臨界影響軽減に係る設計措置等に係る安全機能の設計）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計（火災感知設備、警報設備、消火設備、火災及び爆発による影響の緩和設備、防火戸、防火扉、防火ダンパ等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（火災又は爆発の感知◯人為事象

及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（火災又は爆発の感知及び消火
並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（火災又は爆発の感知及び消火並びに影
響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス

・安全機能を有する設備の性能

マンス

・安全機能（火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）を有する設備の性能

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

手順書の品質24- 429 -

◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

・臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和の手順（臨界発生時の溶液移送、希釈、中性子吸収材の注入等）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る手順（初期消火、防火服、空気呼吸器等の消火用資機材の取扱い、通信連絡、公設消防と連携等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水等による臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能の損傷防止に係る手順ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性

ヒューマン・エラー

フォーマンス（小分類）
目的ヒューマン・パ評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・換気系統（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的

重大事故に至るおそれがある事故（設計基準事故を除く。以下同じ。
）若しく
は重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）が発生した場合又は大規模な整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
25- 430 -

自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他テロリズムによる施設の大規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

属性

体制の整備

◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

体制の整備

評価領域
◯重大事故等対策の実施組織及びその支援組織

・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班

・重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備

・工場等外部からの支援体制の構築の整備

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備
・工場等外部からの支援体制の構築の整備

設備、資機材

手順書の品質◯非常時の対策設備及び資機材

設備、資機材◯重大事故等対処設備及び資機材・未臨界に移行し、及び未臨界を維持するための設備

・未臨界に移行し、及び未臨界を維持するための設備・臨界事故の影響を緩和するための設備・臨界事故の影響を緩和するための設備

・核燃料物質等の飛散又は漏えいを防止し、飛散又は漏えいした核燃料物質等

・核燃料物質等の飛散又は漏えいを防止し、飛散又は漏えいした核燃料物質等を回収するために必要な設備を回収するために必要な設備

・核燃料物質等を閉じ込める機能を回復するために必要な設備

・核燃料物質等を閉じ込める機能を回復するために必要な設備

・上記非常時の対策設備以外の重大事故等対処設備及び資機材

・上記重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・重大事故等の発生を防止するための手順等（六ふっ化ウラン（ＵＦ６）を取り扱うウラン加工施設については、ＵＦ６の漏えいに伴う作業環境（建物内外）への化学的影響を含む対策を実施する放射線業務従事者の作業安全の確保を含む。）
・大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に係る手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利マンス

・重大事故等時のウラン加工施設の挙動に関する知識の向上

用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等
・放射性物質や化学物質等による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故時対応訓練
・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

26- 431 -

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－６ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（添付１－１０に係るものを除く））

添付１－６ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（添付１－１０に係るものを除く）
）

監視領域

監視領域

原子力施設安全－発生防止

（小分類）
目的

原子力施設安全－臨界防止（小分類）
施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等による閉じ込めに係る安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制
すること。

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計（核燃料物質を収納する機器の形状寸法、核燃料物

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

質の質量、核燃料物質の同位体組成、ユニット管理、中性子吸収材の形状寸法、材質、プルトニウム富化度、同位体組成、密度、幾何学的形状、減速条
件、中性子吸収材、溶液中の濃度等の核的制限値の設定、機器の設計、インターロック、運転条件等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（熱的制限値、化学的制限値、有機溶媒等の可燃性物質又は水素ガス等の爆発性物質の漏えい防止、引火点未満、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す
27- 432 -

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（火災又は爆発防◯人為事象

止、臨界防止等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能（火災又は爆発防止、臨界防止等）を有する設備の性能

手順書の品質◯発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・臨界防止に係る手順（溶液中の核燃料物質の濃度、核燃料物質の質量、同位体組成、物理的・化学的性状並びに中性子吸収効果、減速材条件、反射条件）
・火災又は爆発の防止に係る手順（有機溶媒等可燃性物質、水素ガス等爆発性物質及び発火源の管理、火気取扱い作業管理、危険物管理等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水、化学薬品の漏えい等による火災又は爆発の防止、臨界防止等の安全機能の損傷防止に係る手順

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩和す

目的

臨界、火災又は爆発等による閉じ込め機能の喪失等の拡大を防止及び影響を緩るために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保するこ和するために対応する系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保する

と。

こと。

属性
設計管理

ヒューマン・エラー

評価領域◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計・火災又は爆発の感知及び消火並びに・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計（臨界警報装置、臨界発生時の未臨界影響軽減に係る設計措置等に係る安全機能の設計）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計（火災感知設備、警報設備、消火設備、火災及び爆発による影響の緩和設備、防火戸、防火扉、防火ダンパ等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（火災又は爆発の感知◯人為事象

及び消火並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（火災又は爆発の感知及び消火28- 433 -

並びに影響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）への影響
系統構成の管理◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

構成配置の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（火災又は爆発の感知及び消火並びに影
響軽減、臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能（火災又は爆発の感知及び消火並びに影
響軽減、臨界の拡大防止・影響緩和等）を有する設備の性能

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書

手順書の品質◯運転（事象後）手順書、保守及び試験（事象前）手順書
・臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和の手順（臨界発生時の溶液移送、希釈、中性子吸収材の注入等）
・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る手順（初期消火、防火服、空気呼吸器等の消火用資機材の取扱い、通信連絡、公設消防と連携等）
・外部事象、人の不法な侵入等、溢水、化学薬品の漏えい等による臨界事故後に係る拡大防止・影響緩和、火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能の損傷防止に係る手順

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出か目的

ら公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

ヒューマン・エラー

フォーマンス（小分類）
目的ヒューマン・パ評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系
統外への漏えい防止及び逆流防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー
29- 434 -

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

（小分類）
目的

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に

監視領域

原子力施設安全－多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止又は非常時

（小分類）

の対応

目的

整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

属性

体制の整備

◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

体制の整備

評価領域
◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及びその支・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班

援組織

機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対策の実施組織及び支援組

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

配置・工場等外部からの支援体制の構築の整備

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化
・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備
・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備
・工場等外部からの支援体制の構築の整備

設備、資機材

手順書の品質◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材◯多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

・設計評価事故を超える事故の拡大を防止する設備

・設計評価事故を超える事故の拡大を防止する設備

・フィルタ等を設けた非常用排気設備等による、事故時の使用済燃料を取り扱

・フィルタ等を設けた非常用排気設備等による、事故時の使用済燃料を取り扱

う施設等からの放射性物質の流出を抑制又は緩和する設備

う施設等からの放射性物質の流出を抑制又は緩和する設備

・放射線業務従事者の作業安全（六ふっ化ウラン（ＵＦ６）を取り扱う施設に・放射線業務従事者の作業安全（六ふっ化ウラン（ＵＦ６）を取り扱う施設については、ＵＦ６の漏えいに伴う作業環境（建物内外）への化学的影響に対す

ついては、ＵＦ６の漏えいに伴う作業環境（建物内外）への化学的影響に対す

る安全対策を含む。
）を確保する資機材

る安全対策を含む。
）を確保する資機材

・上記多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備以外の多量の・上記多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備以外の多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・臨界事故の拡大を防止するための手順等
・核燃料物質等を閉じ込める機能の喪失に対処するための手順等
・その他の事故に対処するための手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利

マンス

・多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の使用施設の挙動に関する知用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

識の向上
・要員の役割に応じた定期的な知識ベースの向上に資する教育・実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等
・放射性物質や化学物質等による影響、夜間、悪天候下等の厳しい環境条件を想定した事故時対応訓練
・設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守30- 435 -

点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス
添付１－７ 監視領域（小分類）の目的と属性（貯蔵施設）

監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－７ 監視領域（小分類）の目的と属性（貯蔵施設）（小分類）

施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－臨界防止

評価領域◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

貯蔵期間を通じて、施設の安全性に影響を及ぼす臨界等を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

・臨界防止に係る安全設計

評価領域◯臨界防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造
・臨界防止に係る安全設計（金属キャスク、使用済燃料を所定の幾何学的配31- 436 -

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

置、金属キャスク相互の中性子干渉、配置・形状、中性子吸収材の効果、減速材（水）の影響、燃焼度クレジット等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（着火源の排除、異常な温度上昇防止、可燃性物質の漏えい防止、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（臨界防止等）への

◯人為事象

影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（臨界防止等）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時の設備の構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯貯蔵期間を通じた設備の構成・臨界防止に係る安全機能（臨界防止等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・臨界防止に係る安全機能（臨界防止等）を有する設備の性能

手順書の品質◯発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・施設内移送中の誤操作等による金属キャスクの衝突・落下防止

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（金属キャスク等）が事故又は事象による放射性物質の放出

目的から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

ヒューマン・エラー

フォーマンス（小分類）
目的ヒューマン・パ評価領域（キャスク等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（金属キャスク、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（キャスク、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計、金属キャスク

射線防護上の措置を講じた設計、金属キャスク（使用済燃料等を内封、負圧維
持、多重閉じ込め構造、蓋部の閉じ込め機能異常時の蓋追加装着、修復性等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯キャスク、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持◯キャスク、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、汚染の拡大防止、除熱機能等）の維持（ラインナップ）

設備のパフォー
マンス

シール、計装機器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等設備のパフォー
マンス
32- 437 -

シール、計装機器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質

異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保
すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

体制の整備◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備
・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

設備、資機材

手順書の品質◯非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材◯非常時の対処設備及び資機材・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質・非常時に対処するための手順等◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・事故に対処するための手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利

マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

貯蔵期間において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから
公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パフォーマンス

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

く、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パフォーマンス33- 438 -

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス
添付１－８ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物管理施設）

監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－８ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物管理施設）（小分類）

施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－臨界防止

評価領域◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界等を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯発生防止に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計（単一ユニット、ユニット相互間の中性子相互干渉

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計等）
・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計（着火源の排除、異常な温度上昇防止、可燃性物質の漏えい防止、不燃性材料又は難燃性材料等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能（臨界防止）への影

◯人為事象

響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能（臨界防止）への影響

系統構成の管理◯施設の操業時の設備の構成

構成配置の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の構成・臨界防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質◯発生防止に係る安全機能を有する設備等の手順書の適切さ

手順書の品質◯手順書の適切さ
・臨界防止に係る手順

ヒューマン・パフォーマンスヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス34- 439 -

ヒューマン・エラー監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆目的を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・換気系統

・換気系統（放射性物質の漏えいを防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響◯建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的

非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること

設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保

。

すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

体制の整備◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備
・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

設備、資機材◯非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材35- 440 -

◯非常時の対処設備及び資機材

手順書の品質・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質・非常時に対処するための手順等◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・事故に対処するための手順等

要員のパフォー

◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利

マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス
添付１－９ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物埋設施設）

監視領域
（小分類）

原子力施設安全－閉じ込めの維持

添付１－９ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物埋設施設）
監視領域
（小分類）
36

- 441 -

原子力施設安全－閉じ込めの維持

目的

物理的設計バリア（覆土等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆目的を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

評価領域（廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時の閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時において、放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時の閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計・異常な漏えい防止機能・異常な漏えい防止機能（放射性物質の漏えいを防止、人工バリア、天然バリ
ア等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能（閉じ込めの維持）へ

◯人為事象

の影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ◯人為事象

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能（閉じ込めの維持）への影響

系統構成の管理◯埋設地による閉じ込めの維持に係る設備の構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持◯埋設地による閉じ込めの維持に係る設備の構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、人工バリア、
天然バリア等）の維持設備のパフォー

地下水の水位等の監視設備等設備のパフォー

マンス

地下水の水位等の監視設備等

マンス

手順書の品質異常時手順書等

手順書の品質異常時手順書等

ヒューマン・パ

手順書の遵守等

ヒューマン・パ

手順書の遵守等

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保
すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

体制の整備◯非常時の対策の実施組織及びその支援組織

・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班・非常時の対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

機能の明確化、役割分担及び責任者の配置

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・指揮命令系統の明確化、指揮者等が欠けた場合の代理者の明確化

・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

・上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等の整備
・内外の組織への通報及び連絡、情報提供の体制整備

設備、資機材

手順書の品質◯非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材◯非常時の対処設備及び資機材・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・放射線業務従事者の作業安全を確保する資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材

・上記非常時の対処設備以外の非常時の対処設備及び資機材◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質・非常時に対処するための手順等◯実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類
・非常時に対処するための手順等

37- 442 -

要員のパフォー◯教育、訓練要員のパフォー

◯教育、訓練マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利

マンス・非常用設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアル即時利用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

用、保守点検活動等を通じた準備、それを用いた事故時対応訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時において、施設敷地外に対する放射線の影
響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保するこ
と。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－１０ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（令４１条各号に掲げる核燃料物質を使用し添付１－１０ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（令４１条各号に掲げる核燃料物質を使用しない場合）、核原料物質の使用に係る施設）

ない場合）、核原料物質の使用に係る施設）

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

38- 443 -

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・換気系統

・換気系統（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）等による安全機能への影響

る防護・地震、津波、洪水、風（台風）等による安全機能（閉じ込めの維持）への影
響

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

構成配置の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）の維持設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物資の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、施設敷地外に対する放射線の影響をモニタリングするための設備及び放射性廃棄物を適切に管理するための設備に係る保全活動
並びに放射性廃棄物の管理に係る保安活動により、放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量計装性）、気象設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量

ラボ）

ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

く、異常な放出、測定線量）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物資による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業において、放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリングするための設備に係る保全活動並びに放射線量の管理に係る保安活動により、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すること。

39- 444 -

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量をモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプログラム及び手順書（放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モプロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

ニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－１１ 監視領域（小分類）の目的と属性（核物質防護）
監視領域

核物質防護－核物質防護

監視領域

（小分類）
目的

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目的

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防護設備等に対する破壊行為を防止する

燃料物質が置かれている施設若しくは防護設備等に対する破壊行為を防止する

こと。

こと。
評価領域

特定核燃料物質の管理

属性
特定核燃料物質の管理
核物資防護情報

核物質防護－核物質防護

（小分類）

属性
特定核燃料物質

添付１－１１ 監視領域（小分類）の目的と属性（核物質防護）

評価領域
特定核燃料物質の管理の管理
核物質防護情報の管理

核物資防護情報の管理

核物質防護情報の管理

の管理

立入承認

防護区域等への人の立入りの承認

立入承認

防護区域等への人の立入りの承認

出入管理

防護区域等への人及び車両等の出入管理

出入管理

防護区域等への人及び車両等の出入管理

物理的防護

防護区域等の設定等の物理的防護

物理的防護

防護区域等の設定等の物理的防護

情報システムの情報システムに対する外部からのアクセス遮断、情報システムセキュリティ計

情報システムの情報システムに対する外部からのアクセス遮断、情報システムセキュリティ計

防護

画の作成

防護

画の作成

核物質防護体制

防護体制の整備、緊急時対応計画の作成、非常の場合の対応等

核物質防護体制

防護体制の整備、緊急時対応計画の作成、非常の場合の対応等

参考資料 軽微事例集
本事例集は、主に、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋したものである。
原子力検査官が事例を活用するに当たっては以下に示す注意事項を理解すること。

参考資料 軽微事例集
本事例集は、主に、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋したものである。
原子力検査官が事例を活用するに当たっては以下に示す注意事項を理解すること。

＜注意事項＞＜注意事項＞

・ 過去の事例等を分析、整理することにより取りまとめたもので、あくまで当時の判断における例であり、以後・ 過去の事例等を分析、整理することにより取りまとめたもので、あくまで当時の判断における例であり、以後の判断の一助とするための参考資料である。

の判断の一助とするための参考資料である。

・ 実際の検査に際しては、個別具体的な事実に基づき、スクリーニングのステップ１及びステップ２で示してい・ 実際の検査に際しては、個別具体的な事実に基づき、スクリーニングのステップ１及びステップ２で示している観点に照らして適切に判断することが求められる。十分な検証なしに本事例を機械的に適用することは適る観点に照らして適切に判断することが求められる。十分な検証なしに本事例を機械的に適用することは適切ではない。

切ではない。
40- 445 -

・ 検査で確認される具体的な事項では、類似事例を検査指摘事項ではないと分類したものでも実際の内容
により結果的に検査指摘事項に当たると判断したり、その逆になったりすることもあり得る。

・ 検査で確認される具体的な事項では、類似事例を検査指摘事項ではないと分類したものでも実際の内容
により結果的に検査指摘事項に当たると判断したり、その逆になったりすることもあり得る。

事例を整理するに当たり考慮した一般的な取扱いの考え方は以下のとおり。

事例を整理するに当たり考慮した一般的な取扱いの考え方は以下のとおり。

1. 記録の保持に関する事項

1. 記録の保持に関する事項

検査結果等の記録の内容及び管理に不備がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

検査結果等の記録の内容及び管理に不備がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・再検査や再評価の必要がない。

・再検査や再評価の必要がない。

・実際の設備・機器等の性能、機能への影響がない。

・実際の設備・機器等の性能、機能への影響がない。

・他に不備がなく、当該記録上の処理のみで問題が除去される。

・他に不備がなく、当該記録上の処理のみで問題が除去される。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の是正処置プログラム（以下、「CAP」という。
）が有効に機能し、不適合の未然防止及び・事業者の是正処置プログラム（以下、「CAP」という。
）が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象

再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象

など。

など。

2. 事業者の管理上の要件又は制限に関する事項
検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、又は、事業者が履行すべき要件の不履行がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

2. 事業者の管理上の要件又は制限に関する事項
検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、又は、事業者が履行すべき要件の不履行がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・法令の基準及び規制要件からの逸脱がない。

・法令の基準及び規制要件からの逸脱がない。

・一時的な逸脱であり、設備・機器等について、所定の性能、機能を有すること又は安全上の影響の有無を・一時的な逸脱であり、設備・機器等について、所定の性能、機能を有すること又は安全上の影響の有無を確認するための評価の必要がない（簡単な確認のみで済む）。

確認するための評価の必要がない（簡単な確認のみで済む）。

・他に不備がなく、また、他への安全上の影響はなく、当該逸脱又は不履行を解消するのみで問題が除去さ・他に不備がなく、また、他への安全上の影響はなく、当該逸脱又は不履行を解消するのみで問題が除去さ

れる。

れる。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

3. わずかな寸法、時間又は図面の相違
図書と実際の設備の相違が発見されたが、 明らかに安全確保の機能・性能への影響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

3. わずかな寸法、時間又は図面の相違
図書と実際の設備の相違が発見されたが、 明らかに安全確保の機能・性能への影響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・許認可に関する計算ミスがあったが設備の改造や手直しの必要がない。

・許認可に関する計算ミスがあったが設備の改造や手直しの必要がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・同じような問題がこの他に発見されることがない。

・同じような問題がこの他に発見されることがない。

・当該相違や計算ミスが是正されなければ更に深刻なミスにつながるような問題はない。

・当該相違や計算ミスが是正されなければ更に深刻なミスにつながるような問題はない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。
41- 446 -

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

4. 重大ではない手順誤り保安規定や事業者内のマニュアルの手順に従わなかったが、明らかに安全確保の機能・性能への影響がほ
とんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

4. 重大ではない手順誤り保安規定や事業者内のマニュアルの手順に従わなかったが、明らかに安全確保の機能・性能への影響がほ
とんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・運転員、作業員のミスが発生することがない、又は、業務遂行能力に著しい影響を及ぼすことがない。

・運転員、作業員のミスが発生することがない、又は、業務遂行能力に著しい影響を及ぼすことがない。

・火災の発生のリスク等、現場の作業及び環境の管理に悪影響がない。

・火災の発生のリスク等、現場の作業及び環境の管理に悪影響がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

5. リリース前の作業ミス等

5. リリース前の作業ミス等

事業者の活動においては、単一の作業ミス等で問題が発生しないように、管理者等が確認して次工程に移事業者の活動においては、単一の作業ミス等で問題が発生しないように、管理者等が確認して次工程に移行するようリリース判断をするものとなっており、リリース前の作業ミス等については、以下を満足する場合は検行するようリリース判断をするものとなっており、リリース前の作業ミス等については、以下を満足する場合は検査指摘事項とはしないことができる。

査指摘事項とはしないことができる。

・改造作業中、変更工事中等において事業者により発見、是正されることにより、是正されないままシステム

・改造作業中、変更工事中等において事業者により発見、是正されることにより、是正されないままシステム

を運用に戻したり、系統を供用に復帰したりすることがない。

を運用に戻したり、系統を供用に復帰したりすることがない。

・進行中の作業であり原子力施設の設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・進行中の作業であり原子力施設の設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

6. 放射線障害に対する防護6. 放射線障害に対する防護

放射線管理に関して区域管理又は被ばく管理に不備や要件への不適合、及び、管理区域内での放射性物

放射線管理に関して区域管理又は被ばく管理に不備や要件への不適合、及び、管理区域内での放射性物

質の漏えいに対する除染等の作業に伴う従業員の被ばくなどがあったが、以下を満足する場合は軽微とするこ質の漏えいに対する除染等の作業に伴う従業員の被ばくなどがあったが、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

とができる。

・文書管理上の問題があったが、放射線防護措置は講じられ、適切な放射線管理は構築されている。

・文書管理上の問題があったが、放射線防護措置は講じられ、適切な放射線管理は構築されている。

・深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況にない。

・深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況にない。

・放射線計測の校正に関する不備において、再校正を行った際に合格基準内にあった、測定値が保守的で・放射線計測の校正に関する不備において、再校正を行った際に合格基準内にあった、測定値が保守的であった、又は合理的に安全裕度レベル内にエリアモニタの警報機能が達成された。

あった、又は合理的に安全裕度レベル内にエリアモニタの警報機能が達成された。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。
42- 447 -

7. 施設管理

7. 施設管理

安全上重要度が高い機器に関して点検周期を超過している機器や点検漏れの機器が見つかったが、以下

安全上重要度が高い機器に関して点検周期を超過している機器や点検漏れの機器が見つかったが、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

を満足する場合は軽微とすることができる。

・機器の信頼性及び動作可能性に悪影響を及ぼさず、性能及び機能が維持されており、保全に係る点検計・機器の信頼性及び動作可能性に悪影響を及ぼさず、性能及び機能が維持されており、保全に係る点検計

画等の見直しの必要がない。

画等の見直しの必要がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

１．記録の保持に関する事項

事例 a

９．記録の保持に関する事項

アイスコンデンサーチラーユニット 10 基の保守後の試験が完了した。作業

アイスコンデンサーチラーユニット 10 基の保守後の試験が完了した。作業員によれば、全ての試験が終わったが、2 基のユニットについて実流量試験員によれば、全ての試験が終わったが、2 基のユニットについて実流量試験が行われたことを示す記録が欠落していた。制御室の指示計では、両ユニッ事例 aが行われたことを示す記録が欠落していた。制御室の指示計では、両ユニットの流量は、記録済みの試験結果の流量とほぼ同じ値を示しており、保安規トの流量は、記録済みの試験結果の流量とほぼ同じ値を示しており、保安規定で要求されている空気温度も十分スペック内に納まっていた。

定で要求されている空気温度も十分スペック内に納まっていた。

パフォーマンス劣

保安規定、又は、事業者の手順書では、試験結果は文書化され、試験要求を

パフォーマンス劣

保安規定、又は、事業者の手順書では、試験結果は文書化され、試験要求を化満足していることが評価されることを要求している。

化

満足していることが評価されることを要求している。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 b

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 c
パフォーマンス劣化

重要度の低い記録保持に関する問題である。実流量は要求を満足していることが確認され、空気温度も制限値以内であった。
その後の試験で空気流量が落ちていることが測定された場合。

軽微である理由
軽微でない場合

重要度の低い記録保持に関する問題である。実流量は要求を満足していることが確認され、空気温度も制限値以内であった。
その後の試験で空気流量が落ちていることが測定された場合。

書庫の天井からの水漏れが発見され、雨水を溜めるために仮設の容器を使用

書庫の天井からの水漏れが発見され、雨水を溜めるために仮設の容器を使用することとした。この対応策が事業者の是正処置プログラムにおいて“応急することとした。この対応策が事業者の是正処置プログラムにおいて“応急措置”として登録され、1 年が経過した。週末の豪雨により、誰も監視して事例 b措置”として登録され、1 年が経過した。週末の豪雨により、誰も監視していない状況で容器から水があふれ、いくつかの安全関連の記録が損傷した

いない状況で容器から水があふれ、いくつかの安全関連の記録が損傷したが、読める状態であった。

が、読める状態であった。

事業者は、浸水問題に対して迅速な方法で是正措置を取っておらず、その結果として、資料の保存に関する保安規定の要件に違反して記録物を損傷させた。
是正処置の実施不備であるが、記録は失われていないことから安全への影響はない。
必要な記録が修復不可能なほど失われた場合。

安全に関連するポンプの定例試験の記録が不完全。事業者は、定例試験手順書のページを飛ばしたことにより、試験の一部が記録されなかった。
保安規定によって定例試験の実施が要求されている。

パフォーマンス劣化

事業者は、浸水問題に対して迅速な方法で是正措置を取っておらず、その結果として、資料の保存に関する保安規定の要件に違反して記録物を損傷させた。

軽微である理由
軽微でない場合是正処置の実施不備であるが、記録は失われていないことから安全への影響はない。
必要な記録が修復不可能なほど失われた場合。

安全に関連するポンプの定例試験の記録が不完全。事業者は、定例試験手順

事例 c書のページを飛ばしたことにより、試験の一部が記録されなかった。

パフォーマンス劣
化43- 448 -

保安規定によって定例試験の実施が要求されている。

定例試験は実際に行われたが、文書化が不完全であった。文書化された試験軽微である理由の部分及び最近完了した試験により、当該機器はその安全機能を維持してい定例試験は実際に行われたが、文書化が不完全であった。文書化された試験軽微である理由る。
軽微でない場合

事例 e

その後の試験で当該機器において今回着目した安全機能が維持されていることを確認できなかった場合。

の部分及び最近完了した試験により、当該機器はその安全機能を維持している。

軽微でない場合

その後の試験で当該機器において今回着目した安全機能が維持されていることを確認できなかった場合。

【核燃料施設】定期点検後の性能試験は、燒結炉内の温度調節装置 5 台につ【核燃料施設】定期点検後の性能試験は、燒結炉内の温度調節装置 5 台について実施された。作業員に当該試験についてインタビューを行ったところ、いて実施された。作業員に当該試験についてインタビューを行ったところ、必要な試験は実施されたとのことであったが、1 台について試験記録が提示されなかった。試験結果が提示されなかった装置を含め、温度調節装置全て必要な試験は実施されたとのことであったが、1 台について試験記録が提示

事例 e

されなかった。試験結果が提示されなかった装置を含め、温度調節装置全て

制御室の指示値において把握が可能な状態であり、要求された運転範囲内で制御室の指示値において把握が可能な状態であり、要求された運転範囲内であった。記録の保管及び報告は、保安規定での管理対象とされていた。

あった。記録の保管及び報告は、保安規定での管理対象とされていた。

パフォーマンス劣一部の試験結果の記録がなかったことにより、保安規定に従った管理が実施

パフォーマンス劣一部の試験結果の記録がなかったことにより、保安規定に従った管理が実施

化

できなかった。

化

できなかった。

軽微ではないとす

記録がなかった調整装置について再試験を実施した結果、性能の劣化が確認

軽微ではないとす

記録がなかった調整装置について再試験を実施した結果、性能の劣化が確認る理由

され、本来の安全機能の確保ができなかった。

る理由され、本来の安全機能の確保ができなかった。

軽微とする場合

事例ｆ
パフォーマンス劣化

記録は保存されていなかったものの、実際の炉内温度計測値は、限度値の範囲内であったことが別の資料で証明された。

【核燃料施設】記録媒体の水没又は焼失が発生し、これに起因して、許認可申請書で実施するとしている評価に関連する記録が破損した。
許認可の満了まで、その施設の変更の記録の保管期限を遵守できなかった。

軽微とする場合

記録は保存されていなかったものの、実際の炉内温度計測値は、限度値の範囲内であったことが別の資料で証明された。

【核燃料施設】記録媒体の水没又は焼失が発生し、これに起因して、許認可申事例ｆ

請書で実施するとしている評価に関連する記録が破損した。

パフォーマンス劣化

許認可の満了まで、その施設の変更の記録の保管期限を遵守できなかった。

軽微ではないとす

記録の損傷が激しく（例えば、判読不能）、当該記録の再構築できなかった場

軽微ではないとす

記録の損傷が激しく（例えば、判読不能）、当該記録の再構築できなかった場

る理由

合。

る理由

合。

軽微とする場合

妥当な方法でその記録を再構築できた場合。

軽微とする場合

妥当な方法でその記録を再構築できた場合。

２．事業者の管理上の要件／制限に関する事項

事例 a

１０． 事業者の管理上の要件／制限に関する事項

定例試験結果のレビューを行った際、事業者は加圧器逃がし弁（PORV）の窒

定例試験結果のレビューを行った際、事業者は加圧器逃がし弁（PORV）の窒

素ガスアキュムレータ漏えい率の測定時に計算ミスがあったことを発見し素ガスアキュムレータ漏えい率の測定時に計算ミスがあったことを発見した。正しく計算したところ、実際の逆止弁の漏えい率は、事業者の定例試験手た。正しく計算したところ、実際の逆止弁の漏えい率は、事業者の定例試験手順書に記載されている定例試験漏えい率の許容基準を超えていた（ただし、これは保安規定の定例試験要求ではない）。定例試験は 1 週間前に完了し、シ順書に記載されている定例試験漏えい率の許容基準を超えていた（ただし、

事例 a

これは保安規定の定例試験要求ではない）。定例試験は 1 週間前に完了し、システムは供用中である。許容漏えい率はアキュムレータのサイズに関する設

ステムは供用中である。許容漏えい率はアキュムレータのサイズに関する設

計条件を下回っており、確認された漏えいでは、事故解析時に設定された要計条件を下回っており、確認された漏えいでは、事故解析時に設定された要求ストローク数の動作は可能であると判断された。

求ストローク数の動作は可能であると判断された。

パフォーマンス劣

保安規定の定例試験時の許容逆支弁漏えい率を超えた状態であり、当該シス

パフォーマンス劣

保安規定の定例試験時の許容逆支弁漏えい率を超えた状態であり、当該シス化テムが供用された。

化

テムが供用された。

軽微である理由

超えていたのは管理目標値であり、過去の試験記録によれば、実際の逆止弁
漏えい率は十分低く、要求される弁ストローク数を満足するものであった。

軽微である理由44- 449 -

超えていたのは管理目標値であり、過去の試験記録によれば、実際の逆止弁
漏えい率は十分低く、要求される弁ストローク数を満足するものであった。

メンテナンスの記録により、過去の逆止弁漏えい率がかなり高く、必要とさ軽微でない場合

事例 b

パフォーマンス劣化

軽微である理由れる弁ストローク数を達成する能力に疑問を投げかける場合、又は、保安規

メンテナンスの記録により、過去の逆止弁漏えい率がかなり高く、必要とさ軽微でない場合

定の制限値を超えていた場合。

定の制限値を超えていた場合。

燃料取替停止時は、事業者は 18 か月ごとに行うべき充填ポンプ full flow

燃料取替停止時は、事業者は 18 か月ごとに行うべき充填ポンプ full flow

test（全量流量試験）を実施した。その際の振動値は 0.823 センチメートル

test（全量流量試験）を実施した。その際の振動値は 0.823 センチメートル／秒であり、試験手順書の警報値 0.813 センチメートル／秒を超えていた。

／秒であり、試験手順書の警報値 0.813 センチメートル／秒を超えていた。

手順書は警報値を超えた場合は、試験頻度を 9 か月ごとに増やすよう要求している。しかしながら、事業者は試験結果が警報値を超えていることの認識

手順書は警報値を超えた場合は、試験頻度を 9 か月ごとに増やすよう要求し

事例 bている。しかしながら、事業者は試験結果が警報値を超えていることの認識を持たず、試験頻度は増やされなかった。その後の試験ではそれ以上の振動を持たず、試験頻度は増やされなかった。その後の試験ではそれ以上の振動値の悪化はなかった。規程による振動測定の許容基準は 0.826 センチメート

値の悪化はなかった。規程による振動測定の許容基準は 0.826 センチメート

ル／秒であった。

ル／秒であった。

規制の要求基準又は事業者の手順書では、試験手順には設計図書で定められた許容制限値を取り込むよう要求している。測定された振動データは試験手順書の警報レベルを超えており、又追加の試験が実施されなかった。
この制限値は事業者の管理上の制限値である。規程の制限値を超えたわけではなく、その後のポンプの振動の悪化もなかった。

パフォーマンス劣化試験したいくつかのポンプにも発生した場合、あるいは問題が繰り返された軽微である理由

パフォーマンス劣化

事業者は、異常事象の宣言において行うべき地方自治体への 1 時間ごとの状況報告を怠った。
規制要求では、事業者は緊急時計画に従うことを要求しており、また、その計画には事業者は緊急事態等の宣言時は 1 時間ごとに地方自治体へ状況報告することを定められている。

軽微でない場合軽微でない場合

事例 d

影響はなく、緊急時における地方自治体の対処機能を大いに低下させた訳で化軽微である理由はなく、その後のポンプの振動の悪化もなかった。
試験したいくつかのポンプにも発生した場合、あるいは問題が繰り返された事業者は、異常事象の宣言において行うべき地方自治体への 1 時間ごとの状事例 c

況報告を怠った。

パフォーマンス劣化

規制要求では、事業者は緊急時計画に従うことを要求しており、また、その計画には事業者は緊急事態等の宣言時は 1 時間ごとに地方自治体へ状況報告することを定められている。
この 1 時間ごとの状況報告は規制要求ではなく、公衆の健康と安全に対する軽微である理由

影響はなく、緊急時における地方自治体の対処機能を大いに低下させた訳で

もない。

もない。

要求されている初期通報に失敗した場合、緊急時計画を実行する中で重大な要求されている初期通報に失敗した場合、緊急時計画を実行する中で重大なコミュニケーション機能の停止があった場合、又は緊急時に対応する地方自軽微でない場合

コミュニケーション機能の停止があった場合、又は緊急時に対応する地方自治体の能力に影響を与えるような失敗があった場合。

治体の能力に影響を与えるような失敗があった場合。

発泡シリコン製のペネトレーション・シール検査中、検査官は、補修したシ

発泡シリコン製のペネトレーション・シール検査中、検査官は、補修したシール発泡体のはみ出し量（3/8 インチ）がシールの補修手順書の規定量（1/2インチ）を下回っていることに気付いた。しかしながら、メーカの指示書でール発泡体のはみ出し量（3/8 インチ）がシールの補修手順書の規定量（1/2

事例 dインチ）を下回っていることに気付いた。しかしながら、メーカの指示書では 1/4 インチ以上でよいとしていた。
パフォーマンス劣この制限値は事業者の管理上の制限値である。規程の制限値を超えたわけで場合。

この 1 時間ごとの状況報告は規制要求ではなく、公衆の健康と安全に対する軽微である理由た許容制限値を取り込むよう要求している。測定された振動データは試験手

その後の振動試験で、対応が必要な範囲まで悪化していた場合、同じ問題が

場合。

事例 c

規制の要求基準又は事業者の手順書では、試験手順には設計図書で定められ順書の警報レベルを超えており、又追加の試験が実施されなかった。

その後の振動試験で、対応が必要な範囲まで悪化していた場合、同じ問題が軽微でない場合

れる弁ストローク数を達成する能力に疑問を投げかける場合、又は、保安規シールの補修が事業者の手順書どおりに行われなかった。
事業者管理要件の違反である。メーカの指示書の制限を満足しており、規制要件に違反していない。

は 1/4 インチ以上でよいとしていた。
パフォーマンス劣化
軽微である理由45- 450 -

シールの補修が事業者の手順書どおりに行われなかった。
事業者管理要件の違反である。メーカの指示書の制限を満足しており、規制要件に違反していない。

軽微でない場合

事例 e

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 f

事業者の手順書とメーカの指示書の両方に違反し、シールの機能達成能力に影響を与える状態だった場合。

軽微でない場合

事業者の手順書とメーカの指示書の両方に違反し、シールの機能達成能力に影響を与える状態だった場合。

事業者の手順書では、9 月 30 日から 4 月 30 日まで、ディーゼル消火ポンプ

事業者の手順書では、9 月 30 日から 4 月 30 日まで、ディーゼル消火ポンプ室のヒート・トレーシングを通電することが求められていた。12 月にヒー

室のヒート・トレーシングを通電することが求められていた。12 月にヒー

ト・トレーシングが通電されていないことに検査官が気付いた。室温は蒸気ト・トレーシングが通電されていないことに検査官が気付いた。室温は蒸気ボイラーにより 20℃に維持されていた（最低動作温度 10℃）。制御室で室

事例 e

ボイラーにより 20℃に維持されていた（最低動作温度 10℃）。制御室で室温を監視しており、室温低下の警報が出たら運転員がヒート・トレーシング

温を監視しており、室温低下の警報が出たら運転員がヒート・トレーシング

を確認することが、警報対応手順書で指示されていた。検査官は、室温が 9を確認することが、警報対応手順書で指示されていた。検査官は、室温が 9

月 30 日以降 10℃を下回らなかったことを確認した。

月 30 日以降 10℃を下回らなかったことを確認した。

事業者の手順書要件を満足していなかった。
与えられた状況で安全上の影響がない手順書要件の不履行である。温度は最低動作温度を下回らなかった。
警報装置が使用不能だった場合、又は室温が 10℃を下回った。

運転手順書では、運転モード変更時には当直長が発電所長に事前連絡することを求めている。当直長のミスで、事前連絡なしで運転モードを変更した。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事業者の手順書要件を満足していなかった。
与えられた状況で安全上の影響がない手順書要件の不履行である。温度は最低動作温度を下回らなかった。
警報装置が使用不能だった場合、又は室温が 10℃を下回った。

運転手順書では、運転モード変更時には当直長が発電所長に事前連絡するこ事例 fとを求めている。当直長のミスで、事前連絡なしで運転モードを変更した。

パフォーマンス劣事業者は、該当する場合は保安規定により手順書に従うことが求められていパフォーマンス劣事業者は、該当する場合は保安規定により手順書に従うことが求められてい

化

る。

化

る。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 g

パフォーマンス劣化
軽微である理由

軽微でない場合安全設備への影響がなく、安全上の影響もない軽微な手順ミスである。この
事前連絡以外には運転モード変更に関する全ての要件が満たされていた。
必要な設備の全てが運転可能ではないのにモード変更が行われた場合。

軽微である理由
軽微でない場合

事前連絡以外には運転モード変更に関する全ての要件が満たされていた。
必要な設備の全てが運転可能ではないのにモード変更が行われた場合。

事業者は、総実効線量等量 5 rem／年を守ることが求められている。ある事

事業者は、総実効線量等量 5 rem／年を守ることが求められている。ある事

業者は、手順書で 2 rem／年の管理制限値を設定し、これを超過する場合は業者は、手順書で 2 rem／年の管理制限値を設定し、これを超過する場合は放射線防護マネージャ又は所長の承認を必要とした。このプログラムに反して、ある技術者が放射線安全担当者の承認なしに 2.7rem／年の放射線を被放射線防護マネージャ又は所長の承認を必要とした。このプログラムに反し事例 gて、ある技術者が放射線安全担当者の承認なしに 2.7rem／年の放射線を被ばくした。この技術者、監督者及び職員が、被ばく線量が管理制限値を超えばくした。この技術者、監督者及び職員が、被ばく線量が管理制限値を超えていたことに気付かなかったことが原因だった。

ていたことに気付かなかったことが原因だった。

事業者は、認可条件により手順書に従うことが求められている。
超えたのは事業者の管理制限値だった。作業員の線量は法令の制限値の範囲内だった。
ALARA プログラムの維持及び実施が守られていないことを示す発電所の放射線防護手順書の不履行例が複数発見された場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由

軽微でない場合【核燃料施設】臨界安全管理に関する検査において、臨界安全管理に係る措事例 h

安全設備への影響がなく、安全上の影響もない軽微な手順ミスである。この置が、起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない
限り臨界に達しないものであること（以下「二重偶発性の原則」という。
）の事業者は、認可条件により手順書に従うことが求められている。
超えたのは事業者の管理制限値だった。作業員の線量は法令の制限値の範囲内だった。
ALARA プログラムの維持及び実施が守られていないことを示す発電所の放射線防護手順書の不履行例が複数発見された場合。

【核燃料施設】臨界安全管理に関する検査において、臨界安全管理に係る措置が、起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない

事例 h

限り臨界に達しないものであること（以下「二重偶発性の原則」という。）の要求事項を満足していないことを確認した。

要求事項を満足していないことを確認した。
46- 451 -

パフォーマンス劣事業者は、施設の更新時に、二重偶発性の原則の遵守等の臨界安全管理に係

パフォーマンス劣事業者は、施設の更新時に、二重偶発性の原則の遵守等の臨界安全管理に係化る措置を講じることとの規制要求に対し、その確実性の確認していなかった。

化る措置を講じることとの規制要求に対し、その確実性の確認していなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

関係資料等から当該状態は、臨界が発生するおそれがあると判断された。
当該状態は、事業者の検討記録は確認できなかったものの、他の資料により二重偶発性の原則は遵守されていると判断できた場合。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合【核燃料施設】事業者は、臨界安全管理に係る安全評価の外部監査における事例 i

結果に対し、監査機関が特定した調査結果について、是正措置プログラムへ

関係資料等から当該状態は、臨界が発生するおそれがあると判断された。
当該状態は、事業者の検討記録は確認できなかったものの、他の資料により二重偶発性の原則は遵守されていると判断できた場合。

【核燃料施設】事業者は、臨界安全管理に係る安全評価の外部監査における事例 i

結果に対し、監査機関が特定した調査結果について、是正措置プログラムへの登録を怠った。

の登録を怠った。

事業者は、社内規定に反して、外部監査の調査結果を是正措置プログラムに事業者は、社内規定に反して、外部監査の調査結果を是正措置プログラムに

パフォーマンス劣

登録しなかった。事業者は、許認可申請書（事業許可申請書、保安規定等）

パフォーマンス劣

登録しなかった。事業者は、許認可申請書（事業許可申請書、保安規定等）

化

において、不適合管理に係る対応については、当該社内規程を適用するとし化

において、不適合管理に係る対応については、当該社内規程を適用するとし

ていた。

ていた。

軽微ではないとす

事業者は、外部監査によって特定された調査結果について、是正すべき是正

軽微ではないとす

事業者は、外部監査によって特定された調査結果について、是正すべき是正る理由

措置を講じなかった、又は不遵守であった場合。

る理由

措置を講じなかった、又は不遵守であった場合。

外部監査によって特定された調査結果は、事業者の臨界安全管理に係る安全軽微とする場合

事例 j

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

評価上の改善又は表現上の変更に過ぎず、臨界安全管理に係る安全評価の結外部監査によって特定された調査結果は、事業者の臨界安全管理に係る安全軽微とする場合

果に影響を及ぼすものでなかった場合。

果に影響を及ぼすものでなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る検査において、許認可申請書に【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る検査において、許認可申請書に記載された臨界安全に係る評価条件と異なる条件による評価が行われている

記載された臨界安全に係る評価条件と異なる条件による評価が行われていることを確認した。検査官は、臨界安全管理に係る安全評価に用いられた条件

ことを確認した。検査官は、臨界安全管理に係る安全評価に用いられた条件について確認したところ、許認可申請書において見込まれている不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものについて確認したところ、許認可申請書において見込まれている不確かさ等

事例 jの範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであって、当該評価に用いた条件を許認可申請書の適用範囲内と判断した。

であって、当該評価に用いた条件を許認可申請書の適用範囲内と判断した。

（注）我が国では、設工認の審査において、許可との整合性を確認しており、（注）我が国では、設工認の審査において、許可との整合性を確認しており、我が国の許認可体系において、同様の事象が発生するとは考え難い。

我が国の許認可体系において、同様の事象が発生するとは考え難い。

許認可申請書と異なる条件による臨界安全管理に係る安全評価の実施。
臨界安全管理に係る安全評価の条件が保守的でなかった又は妥当性確認の適用可能範囲(AOA)外であった、又は、許認可で見込んでいた安全裕度の著しい低下を引き起こした。

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

事例 k

る不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであり、当該評価に用いた条件が許認可申請書の適用範囲内で許認可申請書と異なる条件による臨界安全管理に係る安全評価の実施。
臨界安全管理に係る安全評価の条件が保守的でなかった又は妥当性確認の適用可能範囲(AOA)外であった、又は、許認可で見込んでいた安全裕度の著しい低下を引き起こした。

臨界安全管理に係る安全評価の条件は、許認可申請書において見込まれてい軽微とする場合

評価上の改善又は表現上の変更に過ぎず、臨界安全管理に係る安全評価の結臨界安全管理に係る安全評価の条件は、許認可申請書において見込まれてい軽微とする場合

る不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであり、当該評価に用いた条件が許認可申請書の適用範囲内であった場合。

あった場合。

【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る安全評価を実施した担当者の【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る安全評価を実施した担当者の一部に事業者が定める臨界安全管理に係る安全評価に係る適性確認プログラ

事例 k

一部に事業者が定める臨界安全管理に係る安全評価に係る適性確認プログラ

ムを修了していない等、適切な力量を有するかどうかを確認できていない事

ムを修了していない等、適切な力量を有するかどうかを確認できていない事
47- 452 -

例を確認した。なお、事業者は、本件に係る適性確認の完了に向けて是正措置

例を確認した。なお、事業者は、本件に係る適性確認の完了に向けて是正措置を開始していた。

を開始していた。

パフォーマンス劣許認可申請の要件に従って、臨界安全管理に係る安全評価に係る担当者の力

パフォーマンス劣許認可申請の要件に従って、臨界安全管理に係る安全評価に係る担当者の力化

量管理が不適切であったこと。

化

量管理が不適切であったこと。

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評

軽微ではないとす

価に過誤があり、事業許可で見込んでいる評価上の不確かさ内にある等、評

軽微ではないとす

価に過誤があり、事業許可で見込んでいる評価上の不確かさ内にある等、評る理由

価結果が許認可の確認範囲内にあることを合理的に示すことができず、評価る理由

価結果が許認可の確認範囲内にあることを合理的に示すことができず、評価結果が適切でないと判断した。
軽微とする場合

事例 l

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評
価結果について、安全上の懸念が特定されなかった場合。

結果が適切でないと判断した。
軽微とする場合

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評
価結果について、安全上の懸念が特定されなかった場合。

【核燃料施設】加工施設のある工程において、事業者が核的制限値の一つで【核燃料施設】加工施設のある工程において、事業者が核的制限値の一つである減速度に影響する作業管理の確認を怠っていたことを確認した。この核ある減速度に影響する作業管理の確認を怠っていたことを確認した。この核的制限値（この場合、減速度）の遵守に関しては、上流の工程における確認に
おいては減速度の制限値からの逸脱は確認されなかった。事業者は、この上的制限値（この場合、減速度）の遵守に関しては、上流の工程における確認に

事例 l

おいては減速度の制限値からの逸脱は確認されなかった。事業者は、この上流の工程における減速度の確認をもって、下流に位置する工程の核的制限値

流の工程における減速度の確認をもって、下流に位置する工程の核的制限値の確認となるとしていた。

の確認となるとしていた。

パフォーマンス劣

ある工程において、核的制限値（本件においては減速度）に影響を及ぼす作

パフォーマンス劣

ある工程において、核的制限値（本件においては減速度）に影響を及ぼす作化

業管理の確認を怠った。

化

業管理の確認を怠った。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値からの逸脱が確認された又は、上流の工程における核的制限値の確認及びその他の臨界管
理上の措置等が、二重偶発性の原則を遵守する上で不十分であった。
ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値内にあり、また、二重偶発性の原則が遵守されていた場合。

軽微ではないとする理由

において、その旨を掲示しなかった。事業許可申請書において、当該区域への減速材（大気中の水分等）の侵入防止を、臨界防止に係る基本設計としてい確認された又は、上流の工程における核的制限値の確認及びその他の臨界管
理上の措置等が、二重偶発性の原則を遵守する上で不十分であった。

軽微とする場合【核燃料施設】事業者は、核的制限値に係る減速度の遵守が求められる区域
事例 m

ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値からの逸脱がある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値内にあり、また、二重偶発性の原則が遵守されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、核的制限値に係る減速度の遵守が求められる区域
事例 m

る。

において、その旨を掲示しなかった。事業許可申請書において、当該区域への減速材（大気中の水分等）の侵入防止を、臨界防止に係る基本設計としている。

パフォーマンス劣事業者は、当該工程への減速材（大気中の水分等）の侵入防止のために、許認

パフォーマンス劣事業者は、当該工程への減速材（大気中の水分等）の侵入防止のために、許認化

可申請に基づく適切な臨界防止措置及び禁止事項を掲示することを怠った。

化

可申請に基づく適切な臨界防止措置及び禁止事項を掲示することを怠った。

軽微ではないとす

当該区域で減速材が確認された又は、掲示の欠陥に起因して減速材（大気中

軽微ではないとす

当該区域で減速材が確認された又は、掲示の欠陥に起因して減速材（大気中る理由の水分等）が持ち込まれた又は、二重偶発性の原則が遵守されなかった。

る理由の水分等）が持ち込まれた又は、二重偶発性の原則が遵守されなかった。

掲示を行わない行為は、単発的な異常事態であり（例えば、標識が不注意で取軽微とする場合

事例 n

り外された又は落下した）、掲示が欠落していた間に、その区域に減速材（大掲示を行わない行為は、単発的な異常事態であり（例えば、標識が不注意で取軽微とする場合り外された又は落下した）、掲示が欠落していた間に、その区域に減速材（大気中の水分等）が実際に導入されることはなかった場合。

気中の水分等）が実際に導入されることはなかった場合。

【核燃料施設】事業者検査の記録を通じて、事業者が施設の改造後に臨界安【核燃料施設】事業者検査の記録を通じて、事業者が施設の改造後に臨界安

全に係る形状寸法の確認を怠ったことを確認した。許認可申請書等において、

事例 n

全に係る形状寸法の確認を怠ったことを確認した。許認可申請書等において、この形状寸法が臨界防止に係る措置となっていた。

この形状寸法が臨界防止に係る措置となっていた。
48- 453 -

パフォーマンス劣化

事業者は、据付時に、許認可申請書等に基づく検査（寸法確認）を怠ったこと

パフォーマンス劣化

事業者は、据付時に、許認可申請書等に基づく検査（寸法確認）を怠ったこと

軽微ではないとす

事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定さ

軽微ではないとす

事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定さる理由れる所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）でなかった場合。

る理由

れる所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）でなかった場合。

軽微とする場合

事例 0

事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定される所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）であった場合。

軽微とする場合事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定される所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）であった場合。

検査官は、事業者が火災感知／報知設備のソフトウェアを更新したので、特検査官は、事業者が火災感知／報知設備のソフトウェアを更新したので、特定した事象の追跡調査を行った。事業者は、ソフトウェアの改良を行ったが、定した事象の追跡調査を行った。事業者は、ソフトウェアの改良を行ったが、事業者の品質保証プログラムに準拠していなかった。この改良に起因して、

事例 0

事業者の品質保証プログラムに準拠していなかった。この改良に起因して、

自動音声プログラムの機能停止が発生したが、認識されていなかった。この自動音声プログラムの機能停止が発生したが、認識されていなかった。この機能不良は、その後の火災報知設備の起動時に偶発的に確認された。

機能不良は、その後の火災報知設備の起動時に偶発的に確認された。

許認可申請では、事業者の品質保証プログラムに従って、ソフトウェアを改許認可申請では、事業者の品質保証プログラムに従って、ソフトウェアを改良することを事業者に義務付けている。許認可申請によれば、事業者は、一連良することを事業者に義務付けている。許認可申請によれば、事業者は、一連パフォーマンス劣の標準業務手順書、社内基準及び方針ガイドラインに従ってその業務を遂行

パフォーマンス劣の標準業務手順書、社内基準及び方針ガイドラインに従ってその業務を遂行化しなければならない。事業者は、事業者のソフトウェア手順書に準拠しない

化しなければならない。事業者は、事業者のソフトウェア手順書に準拠しない

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事例 p

改訂されたプログラミングを実行し、このソフトウェアによって自動音声プ

改訂されたプログラミングを実行し、このソフトウェアによって自動音声プ

ログラムが機能不良になった。

ログラムが機能不良になった。

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていた。また、事業者はその故障を認識しておらず、実際の警報起動時に偶発的に発見した。
当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていなかった。

軽微ではないとする理由

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていた。また、事業者はその故障を認識しておらず、実際の警報起動時に偶発的に発見した。

軽微とする場合

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていなかった。

【核燃料施設】加工施設において、燃料ペレット製造区域に新規の換気ダク【核燃料施設】加工施設において、燃料ペレット製造区域に新規の換気ダク

トが取り付けられており、当該ダクトが既設の火災用スプリンクラー設備のトが取り付けられており、当該ダクトが既設の火災用スプリンクラー設備の吹き出し口の多くを遮蔽していることを発見した。遮蔽された火災用スプリ

事例 p

吹き出し口の多くを遮蔽していることを発見した。遮蔽された火災用スプリ

ンクラー設備は移設されておらず、これによって消防法に準じた設置の基準

ンクラー設備は移設されておらず、これによって消防法に準じた設置の基準の不遵守が確認された。

の不遵守が確認された。

許認可申請等では、火災用スプリンクラー設備を消防法の設置基準に従って許認可申請等では、火災用スプリンクラー設備を消防法の設置基準に従って

パフォーマンス劣

保守することを遵守するとしているものの、事業者は、新規の換気ダクトをパフォーマンス劣

保守することを遵守するとしているものの、事業者は、新規の換気ダクトを化取り付けた後、当該火災用スプリンクラー設備が、消防法の設置基準に従っ化取り付けた後、当該火災用スプリンクラー設備が、消防法の設置基準に従って所定の区域内に設置されるように変更しなかった。
軽微ではないとす
る理由

許認可では、消防設備は消防法の設置基準の遵守を義務付けているが、事業者は、当該スプリンクラー設備が消防法の設置基準から逸脱した理由を説明できなかった。

て所定の区域内に設置されるように変更しなかった。
軽微ではないとする理由

備に影響を及ぼすものではないことが説明され、承認されていた場合、又は当該火災用スプリンクラー設備は、安全確保に必要な要求事項として特定さ者は、当該スプリンクラー設備が消防法の設置基準から逸脱した理由を説明できなかった。

許認申請書等において、換気ダクトの設置が既設の火災用スプリンクラー設
軽微とする場合

許認可では、消防設備は消防法の設置基準の遵守を義務付けているが、事業許認申請書等において、換気ダクトの設置が既設の火災用スプリンクラー設
軽微とする場合れなかった場合。

備に影響を及ぼすものではないことが説明され、承認されていた場合、又は当該火災用スプリンクラー設備は、安全確保に必要な要求事項として特定されなかった場合。

49- 454 -

事例 q

【核燃料施設】検査官は、想定される火災関連シナリオを検証するために想【核燃料施設】検査官は、想定される火災関連シナリオを検証するために想定される事故事象をレビューした。検査官は、事業許可書に記載される、ウラ定される事故事象をレビューした。検査官は、事業許可書に記載される、ウラン乾燥装置に用いられるホットオイル熱交換システム、六フッ化ウラン(UF6)

ン乾燥装置に用いられるホットオイル熱交換システム、六フッ化ウラン(UF6)

シリンダーの処理／設置場所に関連する事故シーケンスをレビューしたとこ

シリンダーの処理／設置場所に関連する事故シーケンスをレビューしたとこ

ろ、総合安全解析に記載された事故シーケンスは限られており、オイル火災

事例 q

ろ、総合安全解析に記載された事故シーケンスは限られており、オイル火災

が港湾区域で貯蔵又は処理される UF6 シリンダーに悪影響を及ぼす可能性をが港湾区域で貯蔵又は処理される UF6 シリンダーに悪影響を及ぼす可能性を考慮していなかった。さらに検査官は、UF6 シリンダーの事故シーケンスに係考慮していなかった。さらに検査官は、UF6 シリンダーの事故シーケンスに係る評価内容をレビューした結果、UF6 の放出を、影響が甚大な事象と認識してる評価内容をレビューした結果、UF6 の放出を、影響が甚大な事象と認識していたことを確認した。

いたことを確認した。

原子炉等規制法では、事業許可において想定しうる事故事象を評価すること、原子炉等規制法では、事業許可において想定しうる事故事象を評価すること、

パフォーマンス劣起こり得る影響やその対策等の評価を義務付けている。事業者は、ホットオ

パフォーマンス劣起こり得る影響やその対策等の評価を義務付けている。事業者は、ホットオ

化

イルシステムからの出火に起因する六フッ化ウランシリンダーの故障リスク化

イルシステムからの出火に起因する六フッ化ウランシリンダーの故障リスクの低減に対する安全確保に必要な事項の有無を評価しなかった。

の低減に対する安全確保に必要な事項の有無を評価しなかった。

軽微ではないとす

安全確保に必要な事項の適用が不可欠な、起こり得る火災関連シナリオが評

軽微ではないとす

安全確保に必要な事項の適用が不可欠な、起こり得る火災関連シナリオが評る理由

価に組み込まれていなかった場合。

る理由

価に組み込まれていなかった場合。

ホットオイルシステムの既存の制御機能を評価した結果、これは UF6 シリン
軽微とする場合

事例 r

ダーの故障を引き起こす際に必ず発生する一定規模の火災を防止するものだ

ホットオイルシステムの既存の制御機能を評価した結果、これは UF6 シリン
軽微とする場合ったと判断できた場合。

ったと判断できた場合。

【核燃料施設】検査官は、改造工事が行われた機器等に対し、臨界安全管理ガ【核燃料施設】検査官は、改造工事が行われた機器等に対し、臨界安全管理ガ

イドを用いた検査を実施した結果、二重偶発性の原則の考え方が適用されな

事例 rイドを用いた検査を実施した結果、二重偶発性の原則の考え方が適用されない機器等が存在していることを確認した。
パフォーマンス劣化

ダーの故障を引き起こす際に必ず発生する一定規模の火災を防止するものだ

事業者は、新規の機器の設置又は処理プロセスに対する二重偶発性の原則の遵守等、臨界安全管理を設計に義務付ける規制要求事項に照らして二重偶発性の原則を確保することを怠った。

い機器等が存在していることを確認した。
パフォーマンス劣化

事業者は、新規の機器の設置又は処理プロセスに対する二重偶発性の原則の遵守等、臨界安全管理を設計に義務付ける規制要求事項に照らして二重偶発性の原則を確保することを怠った。

軽微ではないとす

検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界状態が発生

軽微ではないとす

検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界状態が発生る理由する可能性があると判断された。

る理由

する可能性があると判断された。

事業者は、臨界を引き起こす際に必ず起こり得るプロセス状態の変化のサブ軽微とする場合

事例 s

セットのみを記録した。検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証

事業者は、臨界を引き起こす際に必ず起こり得るプロセス状態の変化のサブ軽微とする場合

セットのみを記録した。検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界は発生しないと判断された場合。

の結果、臨界は発生しないと判断された場合。

【核燃料施設】外部の監査機関により放射線管理システムプログラムが監査【核燃料施設】外部の監査機関により放射線管理システムプログラムが監査された後、事業者は、監査機関により指摘された不適合事象を是正措置プロ

事例 s

された後、事業者は、監査機関により指摘された不適合事象を是正措置プロ

グラムに登録するのを怠った。

グラムに登録するのを怠った。

パフォーマンス劣不適合管理要領に基づき是正措置プログラムに必要な情報を登録しなかっパフォーマンス劣不適合管理要領に基づき是正措置プログラムに必要な情報を登録しなかっ

化

た。

化

た。

軽微ではないとす

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、保安規定に基づき事業者

軽微ではないとす

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、保安規定に基づき事業者

る理由が実施すべき是正措置を講じなかった不遵守であった。

る理由

が実施すべき是正措置を講じなかった不遵守であった。

軽微とする場合

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、事業者の放射線管理シス
テムの改善又は表現上の変更等の軽微な事項であった場合。

軽微とする場合50- 455 -

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、事業者の放射線管理シス
テムの改善又は表現上の変更等の軽微な事項であった場合。

事例 t

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由【核燃料施設】環境モニタリングのため、社内規定に基づき、施設周囲に設置【核燃料施設】環境モニタリングのため、社内規定に基づき、施設周囲に設置された 2 箇所の測定地点から大気試料を収集しているが、この分析を 2 週間

された 2 箇所の測定地点から大気試料を収集しているが、この分析を 2 週間怠っていたことが確認された。事業者の社内規定では、大気試料を毎週観測怠っていたことが確認された。事業者の社内規定では、大気試料を毎週観測し、解析することとしており、大気試料が入手できない場合でも、他の大気測事例 t

し、解析することとしており、大気試料が入手できない場合でも、他の大気測

定地点からデータを入手して、解析を行うことは可能であった。検査官は、他定地点からデータを入手して、解析を行うことは可能であった。検査官は、他地点の測定結果に基づき、分析を怠っていた期間を通じて、非安全側の傾向

地点の測定結果に基づき、分析を怠っていた期間を通じて、非安全側の傾向

又は放射性物質濃度の上昇は検出されなかったことを確認した。

又は放射性物質濃度の上昇は検出されなかったことを確認した。

活動は、社内規定に定める要領で、手順に従って行われなかった。
大気観測データが回収不能であった又は、事業者は、分析を怠っていた期間にわたって、排出物放出に起因して環境に放出された線量を計算する（又は予測する）ための十分な裏付けが説明できなかった。

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

衆に対する線量を遵守できていたことが確認できた場合、排出物放出が前回【核燃料施設】輸送に関する事業者検査の記録の確認を通じて、事業者の過誤によって、輸送容器に誤ったラベルが表示されたことを発見した。

にわたって、排出物放出に起因して環境に放出された線量を計算する（又は事業者は、モニタリング期間にわたって、保安規定に定める放出限度及び公軽微とする場合の報告期間に報告されたものを上回ったことを示す根拠がなかった場合。

事例 u

大気観測データが回収不能であった又は、事業者は、分析を怠っていた期間予測する）ための十分な裏付けが説明できなかった。

事業者は、モニタリング期間にわたって、保安規定に定める放出限度及び公軽微とする場合

活動は、社内規定に定める要領で、手順に従って行われなかった。

衆に対する線量を遵守できていたことが確認できた場合、排出物放出が前回の報告期間に報告されたものを上回ったことを示す根拠がなかった場合。

【核燃料施設】輸送に関する事業者検査の記録の確認を通じて、事業者の過事例 u

誤によって、輸送容器に誤ったラベルが表示されたことを発見した。

パフォーマンス劣

保安規定において、核物質に係る輸送記録は、３年間分の保持を各事業者にパフォーマンス劣

保安規定において、核物質に係る輸送記録は、３年間分の保持を各事業者に化義務付けておりこれが遵守されていなかった。

化

義務付けておりこれが遵守されていなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

この過誤により、作業員が過剰被ばくする可能性をもたらした。
この過誤は保守的なもの又は事務的なものであり、作業員が過剰被ばくする可能性がなかった場合。

３．わずかな寸法、時間又は図面の相違

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合定的な改造を実施した。技術者が計算結果のレビューに関する事業者の要求を守らなかったことから第 2 段階のレビューを受けていなかった。その計算に技

この過誤は保守的なもの又は事務的なものであり、作業員が過剰被ばくする可能性がなかった場合。

１１． わずかな寸法、時間又は図面の相違

耐震性回復のために、多重の CCWS 2 系統のうち 1 系統のサージタンクの暫事例 a

この過誤により、作業員が過剰被ばくする可能性をもたらした。

耐震性回復のために、多重の CCWS 2 系統のうち 1 系統のサージタンクの暫定的な改造を実施した。技術者が計算結果のレビューに関する事業者の要求を事例 a

守らなかったことから第 2 段階のレビューを受けていなかった。その計算に技

術的エラーが発見されたが、当該系統が運転不能となるものではなかった。

術的エラーが発見されたが、当該系統が運転不能となるものではなかった。

パフォーマンス劣規制要件である設計妥当性の検証に関する設計管理が実施されていなかった。

パフォーマンス劣規制要件である設計妥当性の検証に関する設計管理が実施されていなかった。

化

設計変更は元の設計に適用されたものに相応する設計管理の対象となる。

化

設計変更は元の設計に適用されたものに相応する設計管理の対象となる。

軽微である理由
軽微でない場合

重大な計算ミスは見られなかった。計算ミスは軽微であり、実施された改造はタンクの耐震性を回復させるものであった。
耐震計算上の問題を解決するために、改造の再修正や手直しが必要なほど、計算ミスが重大であった場合。

軽微である理由
軽微でない場合管理された設計図ではプラグ弁となっているところ実際にはボール弁が設置さ事例 bれていた。この図面と実際で弁のタイプが違うことは、事業者による監視により発見された。弁の設計がボール弁に変更になったが、事業者は図面を改定し重大な計算ミスは見られなかった。計算ミスは軽微であり、実施された改造はタンクの耐震性を回復させるものであった。
耐震計算上の問題を解決するために、改造の再修正や手直しが必要なほど、計算ミスが重大であった場合。

管理された設計図ではプラグ弁となっているところ実際にはボール弁が設置されていた。この図面と実際で弁のタイプが違うことは、事業者による監視によ

事例 b

り発見された。弁の設計がボール弁に変更になったが、事業者は図面を改定していなかった。

ていなかった。
51- 456 -

パフォーマンス劣

設計内容は正確に図面に反映するよう要求されている。

化

パフォーマンス劣

設計内容は正確に図面に反映するよう要求されている。

化

軽微である理由

重大ではない図面の欠陥である。

軽微である理由

重大ではない図面の欠陥である。

軽微でない場合弁の違いによってシステムの運転に悪影響があった場合。

軽微でない場合弁の違いによってシステムの運転に悪影響があった場合。

ロックされている弁のリストに載っている弁は、プラント図面上でロックされ事例 cていることを示すことが要求されているが、ロックされている安全関連の弁がロックされている弁のリストに載っている弁は、プラント図面上でロックされ事例 cていることを示すことが要求されているが、ロックされている安全関連の弁がプラント図面上でロックされていると示されていないことが判明した。
パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 d

パフォーマンス劣化
軽微である理由

手順書に沿った取組がなされていなかった。
重大な図面食い違いではない。ロックされるべき弁は適切にロックされており、正しい弁位置にある。
所定の弁位置にはあるがロックされていない弁が 2 弁以上あった場合。

プラント図面上でロックされていると示されていないことが判明した。
パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

手順書に沿った取組がなされていなかった。
重大な図面食い違いではない。ロックされるべき弁は適切にロックされており、正しい弁位置にある。
所定の弁位置にはあるがロックされていない弁が 2 弁以上あった場合。

安全関連コンクリート壁の建設中、事業者の品質管理検査員が、埋込金物が 6

安全関連コンクリート壁の建設中、事業者の品質管理検査員が、埋込金物が 6度ずれていることを発見した。仕様は±3 度を要求している。事業者は、作業度ずれていることを発見した。仕様は±3 度を要求している。事業者は、作業員が必要な水準器を使用しなかったことを発見した。理由は不明であるが、是正処置を講ずることなく状態報告書がクローズされた。その後、同じ作業員が員が必要な水準器を使用しなかったことを発見した。理由は不明であるが、是事例 d

正処置を講ずることなく状態報告書がクローズされた。その後、同じ作業員が他の 3 個の埋込金物を誤った角度で設置した。これらは全て、その場で廃棄処

他の 3 個の埋込金物を誤った角度で設置した。これらは全て、その場で廃棄処

分とした。

分とした。

品質に悪影響を与える状態が是正されず、繰り返されたこと。
安全上影響のない是正処置の実行ミスを示している。仕様外の埋込金物はその場で廃棄されたため、直接安全上の影響はなかった。

パフォーマンス劣化
軽微である理由

品質に悪影響を与える状態が是正されず、繰り返されたこと。
安全上影響のない是正処置の実行ミスを示している。仕様外の埋込金物はその場で廃棄されたため、直接安全上の影響はなかった。

軽微でない場合

安全関連の固定器具が仕様外の埋込金物に取り付けられ使用された場合。

軽微でない場合

安全関連の固定器具が仕様外の埋込金物に取り付けられ使用された場合。

事例 e

事業者の防護フェンスは 3.8 メートルの高さが必要である。検査官は一部の区

事例 e

事業者の防護フェンスは 3.8 メートルの高さが必要である。検査官は一部の区間でフェンスの高さが 3.76 メートルしかないことを発見した。

間でフェンスの高さが 3.76 メートルしかないことを発見した。

パフォーマンス劣認可条件で遵守が求められている物理的セキュリティ計画で、防護フェンスのパフォーマンス劣認可条件で遵守が求められている物理的セキュリティ計画で、防護フェンスの化

高さは 3.8 メートル必要と規定している。

化

高さは 3.8 メートル必要と規定している。

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微でない場合

フェンスがかなり低かった場合（例、3.3 メートル）

軽微でない場合

フェンスがかなり低かった場合（例、3.3 メートル）

事例 f

認可条件では燃料取替用水貯蔵タンク容量を 950,000 リットルとしている。実事例 f

認可条件では燃料取替用水貯蔵タンク容量を 950,000 リットルとしている。実際の容量は 948,000 リットルである。
パフォーマンス劣

施設が許可条件に矛盾していた。

化
軽微である理由

際の容量は 948,000 リットルである。
パフォーマンス劣

施設が許可条件に矛盾していた。

化
大きな寸法の違いでない。

軽微である理由52- 457 -

大きな寸法の違いでない。

軽微でない場合

事例 g

事故解析でサクション位置より上の使用可能容量を 950,000 リットルと想定し軽微でない場合

事故解析でサクション位置より上の使用可能容量を 950,000 リットルと想定しており、事故解析要件を満足することを確認するため実際の容量で事故解析のており、事故解析要件を満足することを確認するため実際の容量で事故解析の計算をやり直す必要があった場合。

計算をやり直す必要があった場合。

事業者は、復水貯蔵タンクの温度の事故解析入力値に非保守的な値を採用し事例 g

事業者は、復水貯蔵タンクの温度の事故解析入力値に非保守的な値を採用した。採用された値は 48℃で、実際の温度は 49℃まで上昇する可能性があった。採用された値は 48℃で、実際の温度は 49℃まで上昇する可能性があった。このミスにより、事故状況下で安全注入ポンプの有効吸入水頭が若干低くた。このミスにより、事故状況下で安全注入ポンプの有効吸入水頭が若干低くなった。この低下は裕度の数パーセントに過ぎなかった。同じような問題がこなった。この低下は裕度の数パーセントに過ぎなかった。同じような問題がこの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながるの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながる

ようなプログラム上の問題は特定されなかった。

ようなプログラム上の問題は特定されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

化

設計変更には、当初設計に適用されるものと同程度の設計管理措置を適用しな化

設計変更には、当初設計に適用されるものと同程度の設計管理措置を適用しなければならない。
軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなけれければならない。
軽微である理由ば更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。
軽微でない場合

事例 h

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生ずる、又は重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。

軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生ずる、又は是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥

是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥が発見された場合。

が発見された場合。

代替制御パネルからプラントの安全停止をサポートする分析で、事業者は運転

事例 h

代替制御パネルからプラントの安全停止をサポートする分析で、事業者は運転員が必要とされる操作を 10 分で完了すると想定したが、実際には、所要操作員が必要とされる操作を 10 分で完了すると想定したが、実際には、所要操作の完了に 11 分を要することがあった。これらの操作の完了までに最大 30 分の完了に 11 分を要することがあった。これらの操作の完了までに最大 30 分が認められていたため、事業者の分析結果に影響はなかった。同じような問題が認められていたため、事業者の分析結果に影響はなかった。同じような問題がこの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながこの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。

がるようなプログラム上の問題は特定されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

化

設計変更には、当初設計と同等の設計管理措置を適用しなければならない。

化

設計変更には、当初設計と同等の設計管理措置を適用しなければならない。

軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなけれ軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題はなかった。
軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生じる、又はば更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題はなかった。
軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生じる、又は是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥

是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥が発見された場合が発見された場合

注：上述の事例「g」及び「h」は、設備が動作不能であることが軽微ではない事象となることの前

注：上述の事例「g」及び「h」は、設備が動作不能であることが軽微ではない事象となることの前提条件にはならないということを意図している。

提条件にはならないということを意図している。

４．重大ではない手順誤り

１２． 重大ではない手順誤り安全関連のプラント・サービス水系ストレーナの間に立てた足場について、
事例 a

系統の配管の間にきつく押し込んで組み立てていた。事業者の手順書では安全関連の機器の近傍に設置する足場についてはエンジニアリング評価を行う

安全関連のプラント・サービス水系ストレーナの間に立てた足場について、系統の配管の間にきつく押し込んで組み立てていた。事業者の手順書では安

事例 a

全関連の機器の近傍に設置する足場についてはエンジニアリング評価を行う

ことを要求している。足場の耐震性への影響を判断するためのエンジニアリ

ことを要求している。足場の耐震性への影響を判断するためのエンジニアリ
53- 458 -

ンク評価は行われていなかった。後のエンジニアリング評価により安全上のンク評価は行われていなかった。後のエンジニアリング評価により安全上の問題がないことが確認された。

問題がないことが確認された。

パフォーマンス劣規制の要求基準では、品質に影響を与える活動は手順に従って行われること

パフォーマンス劣規制の要求基準では、品質に影響を与える活動は手順に従って行われること化が求められている。

化が求められている。

軽微である理由

安全への影響がない手順上の誤りである。

軽微である理由

安全への影響がない手順上の誤りである。

事業者が日常的に同様な事案に対してエンジニアリング評価を行っていなか
軽微でない場合

事例 b

った場合、又はその後の評価で安全関連機器に悪影響を及ぼすことが判明し事業者が日常的に同様な事案に対してエンジニアリング評価を行っていなか
軽微でない場合

た場合。

た場合。

原子炉保護系の作業中、運転員が誤ってバイパス・スイッチを操作し、1 チ

原子炉保護系の作業中、運転員が誤ってバイパス・スイッチを操作し、1 チ

ャンネルがトリップ状態になった。運転員は手順書に従って正しいスイッチ

事例 b

ャンネルがトリップ状態になった。運転員は手順書に従って正しいスイッチを操作したことを確認するための自己チェックを適切に行わなかった。
パフォーマンス劣化った場合、又はその後の評価で安全関連機器に悪影響を及ぼすことが判明し保安規定では、手順書に従って作業を進めるように求めている。

を操作したことを確認するための自己チェックを適切に行わなかった。
パフォーマンス劣化

保安規定では、手順書に従って作業を進めるように求めている。

軽微である理由

手順上のミスで、安全に影響がなかった。

軽微である理由

手順上のミスで、安全に影響がなかった。

軽微でない場合

原子炉トリップ等、その他の過渡事象を招いた場合軽微でない場合

原子炉トリップ等、その他の過渡事象を招いた場合

事例 c

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 d

パフォーマンス劣化

試験中、弁のモータオペレータを試験配線して動作電流を測定した。弁は問試験中、弁のモータオペレータを試験配線して動作電流を測定した。弁は問

題なくサイクル動作を完了し、記録されたデータは許容範囲内であることを

題なくサイクル動作を完了し、記録されたデータは許容範囲内であることを確認し、通常のサービスに復帰した。ところが、測定に際し、手順書で定め事例 c

確認し、通常のサービスに復帰した。ところが、測定に際し、手順書で定める 0-10 A の電流計ではなく 0-100 A の電流計を使用していた。所定の電流る 0-10 A の電流計ではなく 0-100 A の電流計を使用していた。所定の電流計を使った再試験で、電流値に問題はなかった。

計を使った再試験で、電流値に問題はなかった。

試験手順書が守られなかった。
安全設備に影響のない手順上のミスだった。ミスによって実際に機器に問題を招くことはなかった。
再試験で、データが実際に許容レンジ外であることが判明した場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

安全設備に影響のない手順上のミスだった。ミスによって実際に機器に問題を招くことはなかった。
再試験で、データが実際に許容レンジ外であることが判明した場合。

安全注入ポンプ室の照明レビューの際、検査官は、照度が運転員の活動のた

安全注入ポンプ室の照明レビューの際、検査官は、照度が運転員の活動のための許可条件の設計レベルに達していないことを発見した。事業者は、このめの許可条件の設計レベルに達していないことを発見した。事業者は、この状態に気付いていたことを検査官に伝えた。しかしながら、照度を高めるた
めの是正処置は優先度が低く、最初の発見から 2 年たったが実施していなか状態に気付いていたことを検査官に伝えた。しかしながら、照度を高めるた

事例 d

めの是正処置は優先度が低く、最初の発見から 2 年たったが実施していなかった。運転員とのインタビューで、ポンプ室では懐中電灯を使わないとサーった。運転員とのインタビューで、ポンプ室では懐中電灯を使わないとサーベイランス又は緊急時ドリルが難しいという者もあった。

ベイランス又は緊急時ドリルが難しいという者もあった。

事業者は、品質に悪影響を与える状態に対する速やかな是正処置を怠った。

パフォーマンス劣化

安全上影響のない是正措置の不履行である。運転員は手順書で懐中電灯の携軽微である理由

試験手順書が守られなかった。

帯が規定されており、規定レベルを下回る照明に起因する操作ミスがないことからも明らかなように、このような照明状態の中で問題なく操作を行って事業者は、品質に悪影響を与える状態に対する速やかな是正処置を怠った。
安全上影響のない是正措置の不履行である。運転員は手順書で懐中電灯の携軽微である理由いた。

帯が規定されており、規定レベルを下回る照明に起因する操作ミスがないことからも明らかなように、このような照明状態の中で問題なく操作を行っていた。

54- 459 -

軽微でない場合

事例 e

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 f

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 g

照明の劣化状態が運転ミスに寄与した、または運転員の業務遂行能力に著しい影響を与えることが判明した場合。

軽微でない場合

照明の劣化状態が運転ミスに寄与した、または運転員の業務遂行能力に著しい影響を与えることが判明した場合。

検査官が、銘板のない弁を発見した。これは、全ての機器にラベルを付ける検査官が、銘板のない弁を発見した。これは、全ての機器にラベルを付けるように定めたプラント手順書の違反となる。運転員との話し合いで、この状ように定めたプラント手順書の違反となる。運転員との話し合いで、この状態が数年続いていたことが判明した。しかし、運転員は通常プラント図面を事例 e

態が数年続いていたことが判明した。しかし、運転員は通常プラント図面を参照しており、弁の操作が日常的に行われても、銘板の欠落が安全上影響を参照しており、弁の操作が日常的に行われても、銘板の欠落が安全上影響を与えることはなかった。

与えることはなかった。

プラント手順書で全ての機器にラベルを付けることが求められていた。
安全上影響のない手順書要件違反である。運転員は図面を使用しており、弁の位置の特定に問題はなかった。
銘板の欠落で弁の操作ミスが発生した場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

プラント手順書で全ての機器にラベルを付けることが求められていた。
安全上影響のない手順書要件違反である。運転員は図面を使用しており、弁の位置の特定に問題はなかった。
銘板の欠落で弁の操作ミスが発生した場合。

ディーゼル発電機デイタンクの溶接接続部で少量の漏えいが発生し、燃料がディーゼル発電機デイタンクの溶接接続部で少量の漏えいが発生し、燃料がディーゼル発電機室の床面にゆっくりと滴下した。保守作業員は漏えいを一ディーゼル発電機室の床面にゆっくりと滴下した。保守作業員は漏えいを一時的に止めるためシール剤を使用し、最終的な補修を行うよう作業指示書に明記し、この補修は次回停止時に計画された。その後、シールが機能せず、

時的に止めるためシール剤を使用し、最終的な補修を行うよう作業指示書に事例 f

明記し、この補修は次回停止時に計画された。その後、シールが機能せず、再び漏えいが発生し、安全関連のソレノイドが燃料に浸る事態が発生した。

再び漏えいが発生し、安全関連のソレノイドが燃料に浸る事態が発生した。

事業者は仮補修で誤ったシール剤を使用したことに気付いた。

事業者は仮補修で誤ったシール剤を使用したことに気付いた。

品質に悪影響を与える状態を適切に是正しなかった。
ディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えることがなかったため安全上影響のない是正処置の不履行である。
ソレノイドの損傷がディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えた、又は火災の危険を招いた場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

品質に悪影響を与える状態を適切に是正しなかった。
ディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えることがなかったため安全上影響のない是正処置の不履行である。
ソレノイドの損傷がディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えた、又は火災の危険を招いた場合。

ある安全関連の弁のリーチ･ロッドが固着して使用できなくなったが、一段ある安全関連の弁のリーチ･ロッドが固着して使用できなくなったが、一段階低い位置で手動操作していた。この状態は 2 年間放置され、運転員から不階低い位置で手動操作していた。この状態は 2 年間放置され、運転員から不満があったにもかかわらず修理していなかった。検査官は、この対応策による運転員の対応時間は約 1 分を要し、弁の手動操作は非定常状態の手順書で満があったにもかかわらず修理していなかった。検査官は、この対応策によ

事例 g

る運転員の対応時間は約 1 分を要し、弁の手動操作は非定常状態の手順書で規定されていることに気付いた。非定常状態の事象中も、この弁はアクセス規定されていることに気付いた。非定常状態の事象中も、この弁はアクセス可能だった。

可能だった。

パフォーマンス劣事業者は、品質に悪影響を与える状態の特定と保安規定の要求に従う是正を

パフォーマンス劣事業者は、品質に悪影響を与える状態の特定と保安規定の要求に従う是正を

化

怠った。

化

怠った。

軽微である理由

軽微でない場合

安全上ほとんど影響のない是正処置の不履行である。弁は操作可能で、所要時間は回復作業に影響するものではなかった。
弁へのアクセスが周辺の条件（熱、放射線、酸素）で制限される状況があった場合。

軽微である理由

軽微でない場合55- 460 -

安全上ほとんど影響のない是正処置の不履行である。弁は操作可能で、所要時間は回復作業に影響するものではなかった。
弁へのアクセスが周辺の条件（熱、放射線、酸素）で制限される状況があった場合。

検査官は、補助給水ポンプ室に、前の週に解体した 3 メートルの足場用木材
事例 h

が 3 本放置されていることを発見した。事業者は、火災防護計画で求められ検査官は、補助給水ポンプ室に、前の週に解体した 3 メートルの足場用木材
事例 h

が 3 本放置されていることを発見した。事業者は、火災防護計画で求められる可燃物仮置きを承認する工学的評価を実施していなかった。

る可燃物仮置きを承認する工学的評価を実施していなかった。

パフォーマンス劣これらの一時的な可燃物は火災ハザード解析に反映されておらず、事業者はパフォーマンス劣これらの一時的な可燃物は火災ハザード解析に反映されておらず、事業者は化

必要な工学的評価を実施しなかった。

化

必要な工学的評価を実施しなかった。

安全上の影響がほとんど又は全くない火災防護計画要件の履行違反である。
軽微である理由

軽微でない場合

事例 i

パフォーマンス劣化

これらの一時的な可燃物は安全上重要な設備に影響を及ぼさず、許認可ベースの要件に抵触しなかった。事業者は、火災ハザード解析の制限値を遥かに安全上の影響がほとんど又は全くない火災防護計画要件の履行違反である。
軽微である理由

これらの一時的な可燃物は安全上重要な設備に影響を及ぼさず、許認可ベースの要件に抵触しなかった。事業者は、火災ハザード解析の制限値を遥かに下回っていることを示すことができた。

下回っていることを示すことができた。

火災の負荷が火災ハザード解析の制限値を逸脱した場合、これらの可燃物を火災の負荷が火災ハザード解析の制限値を逸脱した場合、これらの可燃物を含む信頼できる火災シナリオで安全上重要な設備が影響を受ける場合、これらの可燃物が許認可ベースの許容範囲ではない場合、又は冗長トレイン分離

軽微でない場合含む信頼できる火災シナリオで安全上重要な設備が影響を受ける場合、これらの可燃物が許認可ベースの許容範囲ではない場合、又は冗長トレイン分離のため可燃物を用いない区域にあった場合。

のため可燃物を用いない区域にあった場合。

【核燃料施設】焼結炉を起動したところ、可燃性ガスが流入する状態になっ【核燃料施設】焼結炉を起動したところ、可燃性ガスが流入する状態になったことから、運転員は当該ガスを掃気する系統を起動したが、連続する 2 つたことから、運転員は当該ガスを掃気する系統を起動したが、連続する 2 つの弁が開いた途端に、閉止した。運転員は、これらの弁が、前回の保守の際の復旧作業が十分でなかったことに気付いた。運転手順書において機器の復帰の弁が開いた途端に、閉止した。運転員は、これらの弁が、前回の保守の際の事例 i

復旧作業が十分でなかったことに気付いた。運転手順書において機器の復帰の確認が記載されていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けの確認が記載されていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付け

ている。

ている。

事業者は、保安規定で義務付けられている手順書に従って作業を遂行するのを怠った。手順書においては、運転手順で機器の復帰が扱われていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けている。

パフォーマンス劣化

事業者は、保安規定で義務付けられている手順書に従って作業を遂行するのを怠った。手順書においては、運転手順で機器の復帰が扱われていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けている。

軽微ではないとす

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与える状態であっ

軽微ではないとす

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与える状態であっる理由た。又は、作業を中断するような状況があった場合が挙げられる。

る理由

た。又は、作業を中断するような状況があった場合が挙げられる。

軽微とする場合

事例 j

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与えない状態であり、その状態が進展する可能性はなかった場合。

軽微とする場合

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与えない状態であり、その状態が進展する可能性はなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、事業者がウラン転換に係る処理系統の運転前に、【核燃料施設】検査官は、事業者がウラン転換に係る処理系統の運転前に、当該系統の弁／機器の系統構成を確認する際、旧版の運転手順書が使用され当該系統の弁／機器の系統構成を確認する際、旧版の運転手順書が使用されていることを確認した。正確な系統構成は、運転を行う上で安全確保に必要なものであり、事業者の手順書では、最新版であることを確認することを義ていることを確認した。正確な系統構成は、運転を行う上で安全確保に必要事例 j

なものであり、事業者の手順書では、最新版であることを確認することを義務付けている。また、事業者は手順書の遵守を保安規定で管理対象としてい

務付けている。また、事業者は手順書の遵守を保安規定で管理対象としていた。

た。

事業者は、保安規定に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の使用と遵守及び構成管理）の遂行を怠った。
新旧版の違いが、安全確保に必要な事項及び安全機能に悪影響を及ぼした。

パフォーマンス劣化

事業者は、保安規定に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の使用と遵守及び構成管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとする理由56- 461 -

新旧版の違いが、安全確保に必要な事項及び安全機能に悪影響を及ぼした。

新旧版の違いが軽微であり、若しくは管理されていた場合、又は、変更によ軽微とする場合

事例 k

パフォーマンス劣化って、安全確保に必要な事項若しくは安全機能に悪影響が及ぶことはなかっ

新旧版の違いが軽微であり、若しくは管理されていた場合、又は、変更によ軽微とする場合って、安全確保に必要な事項若しくは安全機能に悪影響が及ぶことはなかっ

た場合。

た場合。

【核燃料施設】事業者の運転手順書においては、特定された弁はプラントの【核燃料施設】事業者の運転手順書においては、特定された弁はプラントの配管・計装図に示される要領で開閉状態を保持しなければならない。検査官

配管・計装図に示される要領で開閉状態を保持しなければならない。検査官

は、運転手順書に記載された特定の弁が、配管・計装図に示された状態で保持は、運転手順書に記載された特定の弁が、配管・計装図に示された状態で保持されていないことを発見した。事業者は、安全制御機能の運転及び保守に用

事例 k

されていないことを発見した。事業者は、安全制御機能の運転及び保守に用いられる情報が常に最新であることを確保するように、系統構成を管理する

いられる情報が常に最新であることを確保するように、系統構成を管理することが義務付けられている。系統構成の管理は、事業者の保安規定の中の管ことが義務付けられている。系統構成の管理は、事業者の保安規定の中の管理対象として規定されていた。

理対象として規定されていた。

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（構成管理）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（構成管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

弁は、安全確保に必要な事項の安全機能に悪影響を与える位置に位置付け／

軽微ではないとす

弁は、安全確保に必要な事項の安全機能に悪影響を与える位置に位置付け／

る理由

位置保持されていることが確認された場合

る理由

位置保持されていることが確認された場合

重要度の低い図面の食い違いであること、又は弁は安全確保に必要な事項の軽微とする場合

事例 l

安全機能に悪影響を与えない位置に位置付け／位置保持されていることが確

重要度の低い図面の食い違いであること、又は弁は安全確保に必要な事項の軽微とする場合認された場合認された場合【核燃料施設】検査官は、保安規定に基づく資格要件が必要な運転員が資格【核燃料施設】検査官は、保安規定に基づく資格要件が必要な運転員が資格更新訓練要件を満たしていなかったことを確認した。訓練及び適性確認は、

事例 l

更新訓練要件を満たしていなかったことを確認した。訓練及び適性確認は、事業者の保安規定の中で管理対象として規定されていた。
パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、保安規定で義務付けられている管理（訓練及び適性確認）の遂行を怠った。
安全機能を確保するための能力に影響を及ぼす作業を、当該運転員が誤って行った、又は当該運転員が割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していなかった。

事業者の保安規定の中で管理対象として規定されていた。
パフォーマンス劣化

事例 m

行ったところ、当該運転員は、自身に割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していることが分かった場合、又は、この不備は、運営管理又は事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、保安規定で義務付けられている管理（訓練及び適性確認）の遂行を怠った。

軽微ではないとす
る理由

安全機能を確保するための能力に影響を及ぼす作業を、当該運転員が誤って行った、又は当該運転員が割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していなかった。

運転操作は全て、安全かつ制御された方法で行われており、聞き取り調査を軽微とする場合

安全機能に悪影響を与えない位置に位置付け／位置保持されていることが確

運転操作は全て、安全かつ制御された方法で行われており、聞き取り調査を軽微とする場合

行ったところ、当該運転員は、自身に割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していることが分かった場合、又は、この不備は、運営管理又は訓練に関する軽微な記録上の過誤が原因であった場合。

訓練に関する軽微な記録上の過誤が原因であった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、換気用高性能フィルタの差圧が通常【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、換気用高性能フィルタの差圧が通常の運転域を逸脱していることを発見した。運転手順書では、計測値を１回記の運転域を逸脱していることを発見した。運転手順書では、計測値を１回記録することを運転員に義務付けている。安全上の懸念は、フィルタの貫通（低録することを運転員に義務付けている。安全上の懸念は、フィルタの貫通（低差圧）又はフィルタの過負荷（高差圧）の検出が行われなかったことであり、

事例 m差圧）又はフィルタの過負荷（高差圧）の検出が行われなかったことであり、検査官は、最近の運転員日誌を確認した結果、当該運転員は、過去２回の当直検査官は、最近の運転員日誌を確認した結果、当該運転員は、過去２回の当直時に計測値の記録を怠ったものと判断した。手順書の遵守は、事業許可申請

時に計測値の記録を怠ったものと判断した。手順書の遵守は、事業許可申請の中で管理対象として想定されていた。

の中で管理対象として想定されていた。

57- 462 -

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な

軽微ではないとす

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要なる理由事項として事業許可において想定されていた。

る理由

事項として事業許可において想定されていた。

軽微とする場合

事例 n

パフォーマンス劣化

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な事項として事業許可において想定されていなかった場合。

軽微とする場合

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な事項として事業許可において想定されていなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、運転員が化学カラムへの化学物質の【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、運転員が化学カラムへの化学物質の充填後に、カラムへの化学物質供給弁を日常的に開状態にしていることを発充填後に、カラムへの化学物質供給弁を日常的に開状態にしていることを発見した。手順書では、化学物質の充填後に供給弁は閉止することを義務付けている。供給弁の位置確認は、保安規定における管理上の安全確保に必要な見した。手順書では、化学物質の充填後に供給弁は閉止することを義務付け事例 nている。供給弁の位置確認は、保安規定における管理上の安全確保に必要な事項として規定されており、手順書の遵守は、事業許可の中での管理対象と事項として規定されており、手順書の遵守は、事業許可の中での管理対象として想定されていた。

して想定されていた。

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保に向けて、原子炉等規制法及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保に向けて、原子炉等規制法及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

弁の開閉状態を適切に確認しなかったために、機器／系統の安全機能に影響

軽微ではないとす

弁の開閉状態を適切に確認しなかったために、機器／系統の安全機能に影響る理由を及ぼした。

る理由を及ぼした。

軽微とする場合

事例 o

パフォーマンス劣化

弁の開閉状態を適切に確認しなかったが、機器／系統の安全機能が影響を及ぼすことがなかった場合。

軽微とする場合

弁の開閉状態を適切に確認しなかったが、機器／系統の安全機能が影響を及ぼすことがなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、外運搬される製品が保管されている倉庫の巡視点【核燃料施設】検査官は、外運搬される製品が保管されている倉庫の巡視点

検時に、多数の識別タグが紛失し、何枚かは床に落ちており、何枚かは機器

検時に、多数の識別タグが紛失し、何枚かは床に落ちており、何枚かは機器から剥がれかけた状態で貼り付いていることを発見した。サイトの運転手順

事例 oから剥がれかけた状態で貼り付いていることを発見した。サイトの運転手順

書では、機器のラベル表示を義務付けている。手順書の利用及び遵守は、事書では、機器のラベル表示を義務付けている。手順書の利用及び遵守は、事業者の許認可申請の中で管理対象として想定されていた。

業者の許認可申請の中で管理対象として想定されていた。

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（識別管理）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（識別管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるよう軽微ではないとす

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるようる理由な事象を引き起こした。

る理由

な事象を引き起こした。

軽微とする場合

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるような事象を引き起こさなかった場合。

軽微とする場合【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、校正すべき期日を１日から数日過事例 p

経過している計測装置が複数あることを発見した。この計測装置は、臨界安化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている保守管理（性能維持）の遂行を怠った。

な事象を引き起こさなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、校正すべき期日を１日から数日過事例 p

経過している計測装置が複数あることを発見した。この計測装置は、臨界安全管理に必要な装置として事業許可で指定されていた。
パフォーマンス劣

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるよう全管理に必要な装置として事業許可で指定されていた。
パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている保守管理（性能維持）の遂行を怠った。

58- 463 -

軽微ではないとする理由

その後に実施された計器の校正結果は、非安全側であった。

軽微ではないとする理由

その後に実施された計測装置の校正結果は、基準を満足していたものであ軽微とする場合

事例 q

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

り、計器の調整は必要なかった場合、又は、当該計測装置は、最後に校正されてから使用されていなかった若しくは校正を行うべき管理の対象外であっその後に実施された計測装置の校正結果は、基準を満足していたものであ軽微とする場合

事例 r

パフォーマンス劣
化

り、計器の調整は必要なかった場合、又は、当該計測装置は、最後に校正されてから使用されていなかった若しくは校正を行うべき管理の対象外であっ

た場合。

た場合。

【核燃料施設】核燃料物質の輸送／貯蔵施設に残った梱包材及びその他の可【核燃料施設】核燃料物質の輸送／貯蔵施設に残った梱包材及びその他の可燃物の管理量（保管量）が社内規定に定める管理値を超えていることが確認

燃物の管理量（保管量）が社内規定に定める管理値を超えていることが確認された。この施設における防火管理上の規定では、消火用スプリンクラー設

事例 q

された。この施設における防火管理上の規定では、消火用スプリンクラー設

備を設置しないことの条件として、可燃物の持込み量を社内規程に示す管理備を設置しないことの条件として、可燃物の持込み量を社内規程に示す管理値に制限していた。

値に制限していた。

事業許可基準規則及び保安規定は、事業者に手順書の遵守を義務付けている。
事業者は、可燃物の持込み量を社内規程上の管理値に制限する手順書を遵守しなかった。
可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されていた、代替緩和措置が規定されていなかった、又は、火災が発生した場合には核燃料物質に影響が及んでいたと考えられる。

パフォーマンス劣化として想定されていなかった、代替緩和措置が規定されていた、又は、火災が発生した場合でも核燃料物質に影響が及ぶことがなかったと考えられる場

事業許可基準規則及び保安規定は、事業者に手順書の遵守を義務付けている。
事業者は、可燃物の持込み量を社内規程上の管理値に制限する手順書を遵守しなかった。

軽微ではないとす
る理由

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されていた、代替緩和措置が規定されていなかった、又は、火災が発生した場合には核燃料物質に影響が及んでいたと考えられる。

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項
軽微とする場合

その後に実施された計器の校正結果は、非安全側であった。

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項
軽微とする場合として想定されていなかった、代替緩和措置が規定されていた、又は、火災が発生した場合でも核燃料物質に影響が及ぶことがなかったと考えられる場

合。

合。

【核燃料施設】検査官は、可燃性の液体が貯蔵されている区域に、消防法上の【核燃料施設】検査官は、可燃性の液体が貯蔵されている区域に、消防法上の要求と異なる消火設備が設置されていることを確認した。事業者は、事業許要求と異なる消火設備が設置されていることを確認した。事業者は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項として消火設備を想定している。
（※我が国では、危険物施設における「著しく消火困難な製造所等」又は「消可の中で管理上の安全確保に必要な事項として消火設備を想定している。

事例 r（※我が国では、危険物施設における「著しく消火困難な製造所等」又は「消火困難な製造所等」の区分に該当（消防法第 10 条、危険物の規制に関する規

火困難な製造所等」の区分に該当（消防法第 10 条、危険物の規制に関する規則第 33 条～35 条関係））

則第 33 条～35 条関係））

事業許可基準規則は、想定する火災に応じた可搬型消火器の十分な能力及び適切な種類の火災剤を義務付けている。事業者は、可燃性液体の貯蔵に用いられる区域に、消防法上の要求と異なる消火設備を設置していなかった。

パフォーマンス劣化

事業許可基準規則は、想定する火災に応じた可搬型消火器の十分な能力及び適切な種類の火災剤を義務付けている。事業者は、可燃性液体の貯蔵に用いられる区域に、消防法上の要求と異なる消火設備を設置していなかった。

軽微ではないとす

当該区域には、大量の可燃性液体が貯蔵されており、事業許可では、当該区域

軽微ではないとす

当該区域には、大量の可燃性液体が貯蔵されており、事業許可では、当該区域る理由に複数の火災の事故シーケンスが想定されていた。

る理由に複数の火災の事故シーケンスが想定されていた。

軽微とする場合当該区域に貯蔵される可燃性液体はごく少量であり、事業許可の中で特定された区域には起こり得る火災の事故シーケンスがない場合。

軽微とする場合【核燃料施設】検査官は、事業者が義務付けられた可搬型消火器の定期点検
事例 sを行わなかったことを確認した。適用される消防法関係法令の遵守を含む防火プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保に必要な事項として当該区域に貯蔵される可燃性液体はごく少量であり、事業許可の中で特定された区域には起こり得る火災の事故シーケンスがない場合。

【核燃料施設】検査官は、事業者が義務付けられた可搬型消火器の定期点検を行わなかったことを確認した。適用される消防法関係法令の遵守を含む防事例 s

火プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されていた。
（※消防法第 17 条の 3 の 3 関係）想定されていた。（※消防法第 17 条の 3 の 3 関係）59- 464 -

事業者は、事業者が事業認可申請書に記載した消防法で義務付けられている事業者は、事業者が事業認可申請書に記載した消防法で義務付けられている

パフォーマンス劣

可搬型消火器の定期検査を行うのを怠った。適用される消防法関係法令の遵パフォーマンス劣

可搬型消火器の定期検査を行うのを怠った。適用される消防法関係法令の遵化

守は、総合安全解析の中で、管理上の安全確保に必要な事項として想定され化

守は、総合安全解析の中で、管理上の安全確保に必要な事項として想定され

ていた。

ていた。

軽微ではないとす

当該消火器は、定期検査で不合格になり、しかも、隣接区域には操作可能な他

軽微ではないとす

当該消火器は、定期検査で不合格になり、しかも、隣接区域には操作可能な他

る理由の消火器が設置されていなかった。

る理由の消火器が設置されていなかった。

定期検査を実施したところ、当該消火器は、操作可能であることが分かった、軽微とする場合

事例 t

又は当該消火器は、定期検査で不合格になったが、隣接区域には操作可能な消火器がもう一台設置されていた又は、消防法関係法令の遵守は、総合安全

定期検査を実施したところ、当該消火器は、操作可能であることが分かった、軽微とする場合又は当該消火器は、定期検査で不合格になったが、隣接区域には操作可能な消火器がもう一台設置されていた又は、消防法関係法令の遵守は、総合安全解析の中で安全確保に必要な事項として規定されていない場合。

解析の中で安全確保に必要な事項として規定されていない場合。

【核燃料施設】事業者は、定期的な保守作業を通じて、大量のウランが貯蔵さ【核燃料施設】事業者は、定期的な保守作業を通じて、大量のウランが貯蔵される加工室で行う溶接／切断作業における火気使用作業許可を取得しなかった。火気使用作業許可プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保

れる加工室で行う溶接／切断作業における火気使用作業許可を取得しなかっ事例 t

た。火気使用作業許可プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されている。

に必要な事項として想定されている。

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられている要領で、溶接／切断

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられている要領で、溶接／切断

化作業に対する火気使用作業許可を取得しなかった。

化作業に対する火気使用作業許可を取得しなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事例 u
パフォーマンス劣化

火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていなかった。
火気使用作業許可は取得されていなかったが、火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、放射性液体廃棄物モニタを適切に校正しない状態
で、液体を環境に放出していた。
保安規定に基づく手順書類において排出物モニタリング（放射線検出及びモ
ニタリング計装系）の校正試験を義務付けている。事業者は、許認可申請で約束したとおりに手順を遵守しなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていなかった。
火気使用作業許可は取得されていなかったが、火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、放射性液体廃棄物モニタを適切に校正しない状態

事例 u

で、液体を環境に放出していた。

パフォーマンス劣化

保安規定に基づく手順書類において排出物モニタリング（放射線検出及びモ
ニタリング計装系）の校正試験を義務付けている。事業者は、許認可申請で約束したとおりに手順を遵守しなかった。

軽微ではないとす

モニタリングの結果は、事業者の緊急時対応時の重大な意思決定に用いられ

軽微ではないとす

モニタリングの結果は、事業者の緊急時対応時の重大な意思決定に用いられる理由ている又は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていた。

る理由ている又は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていた。

モニタリングの結果は、緊急時対応の意思決定に用いられていない又は、環軽微とする場合

事例 v

境に放出される放射性核種の量は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超え

モニタリングの結果は、緊急時対応の意思決定に用いられていない又は、環軽微とする場合境に放出される放射性核種の量は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていない場合。

ていない場合。

【核燃料施設】事業者は、廃棄物処理場に放射性廃棄物を輸送するための廃【核燃料施設】事業者は、廃棄物処理場に放射性廃棄物を輸送するための廃棄物管理票に誤った記載を行った。具体的には、事業者は、ウランの各同位体

事例 v

棄物管理票に誤った記載を行った。具体的には、事業者は、ウランの各同位体の放射性核種濃度を誤って列挙した。

の放射性核種濃度を誤って列挙した。

保安規定に基づく手順書類において、廃棄物発生事業所に、全ての放射性廃保安規定に基づく手順書類において、廃棄物発生事業所に、全ての放射性廃パフォーマンス劣

棄物輸送容器について、その放射性核種濃度を廃棄物管理票に列挙するよう

パフォーマンス劣

棄物輸送容器について、その放射性核種濃度を廃棄物管理票に列挙するよう化義務付けている。事業者は、ウランの各同位体の放射性核種放射能を正確に化義務付けている。事業者は、ウランの各同位体の放射性核種放射能を正確に列挙しなかった。

列挙しなかった。
60- 465 -

軽微ではないとす
る理由

実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より多かった又は、
この過誤は事業者の放射性廃棄物輸送の準備及び承認に関係する包括的な問題を伴うものだった。

軽微ではないとす
る理由

った、又は、実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より少廃棄物管理票におけるこの過誤は軽微であった、若しくは事務的なものであ軽微とする場合なかった（保守的であった）場合。

事例 w
パフォーマンス劣
化【核燃料施設】放射性廃棄物輸送容器の輸送に先立って、輸送管理票に署名及び日付を記載しなかったことを確認した。
保安規定に基づく手順書類においては、廃棄物発生事業所に、廃棄物管理票に署名及び日付を付記することで、輸送容器を認定することを義務付けている。

この過誤は事業者の放射性廃棄物輸送の準備及び承認に関係する包括的な問題を伴うものだった。

廃棄物管理票におけるこの過誤は軽微であった、若しくは事務的なものであ軽微とする場合

実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より多かった又は、

った、又は、実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より少なかった（保守的であった）場合。

【核燃料施設】放射性廃棄物輸送容器の輸送に先立って、輸送管理票に署名

事例 w

及び日付を記載しなかったことを確認した。

パフォーマンス劣化

保安規定に基づく手順書類においては、廃棄物発生事業所に、廃棄物管理票に署名及び日付を付記することで、輸送容器を認定することを義務付けている。

軽微ではないとす

管理票に記載された情報が全て誤っていた（例えば、廃棄物は正しく分類さ軽微ではないとす

管理票に記載された情報が全て誤っていた（例えば、廃棄物は正しく分類さる理由

れ、記載され、梱包され、表示され、ラベル表示されなかった）。

る理由

れ、記載され、梱包され、表示され、ラベル表示されなかった）。

管理票に記載された情報は全て正しい（例えば、廃棄物は正しく分類され、記軽微とする場合載され、梱包され、表示され、ラベル表示された）もので、当該輸送容器の認管理票に記載された情報は全て正しい（例えば、廃棄物は正しく分類され、記軽微とする場合

定の失念は事務的な過失であった場合

事例 x【核燃料施設】法令に定める技術上の基準に従って、輸送容器の検査を記録しなかった。

載され、梱包され、表示され、ラベル表示された）もので、当該輸送容器の認定の失念は事務的な過失であった場合【核燃料施設】法令に定める技術上の基準に従って、輸送容器の検査を記録

事例 x

しなかった。

パフォーマンス劣

事業者の保安規定に基づく手順書類では、輸送容器検査を記録することを事

パフォーマンス劣

事業者の保安規定に基づく手順書類では、輸送容器検査を記録することを事化

業者に義務付けている。

化

業者に義務付けている。

軽微ではないとす

事業者は義務付けられている検査の実施を怠り、これによって、放射性物質

軽微ではないとす

事業者は義務付けられている検査の実施を怠り、これによって、放射性物質る理由の輸送に、適合しない容器が使用される結果になった。

る理由の輸送に、適合しない容器が使用される結果になった。

事業者は保安規定に基づく手順書類に従って容器の検査を行ったが、検査内軽微とする場合

事例 y

容を適切に記録しなかった（記録の過誤は軽微な又は事務的なものであった）

事業者は保安規定に基づく手順書類に従って容器の検査を行ったが、検査内軽微とする場合

容を適切に記録しなかった（記録の過誤は軽微な又は事務的なものであった）

場合。

場合。

【核燃料施設】事業者は、輸送容器が輸送される内容物に適したものである【核燃料施設】事業者は、輸送容器が輸送される内容物に適したものであること（容器の物理的状態が保たれていること、ガスケット及び密閉装置が正こと（容器の物理的状態が保たれていること、ガスケット及び密閉装置が正しく取り付けられていること、容器が手順書に従って充填及び密閉されたこと、減速材又は中性子吸収材の存在及び適切な状態、汚染並びに放射線レベ

しく取り付けられていること、容器が手順書に従って充填及び密閉されたこ

事例 yと、減速材又は中性子吸収材の存在及び適切な状態、汚染並びに放射線レベ

ル及び温度が法令に基づく技術上の基準を超えていないこと）の評価を怠っ

ル及び温度が法令に基づく技術上の基準を超えていないこと）の評価を怠った。

た。

パフォーマンス劣外運搬規則においては、容器が輸送される内容物に適していることの確認を

パフォーマンス劣外運搬規則においては、容器が輸送される内容物に適していることの確認を化実施することを義務付けている。

化

実施することを義務付けている。

軽微ではないとす

当該容器が、評価を行わずにサイトから運び出された。

軽微ではないとす

当該容器が、評価を行わずにサイトから運び出された。

る理由軽微とする場合る理由
当該容器は施設から運び出されず、その後完了された日常業務の評価で、劣化又は不適合が特定されなかった場合。

軽微とする場合61- 466 -

当該容器は施設から運び出されず、その後完了された日常業務の評価で、劣化又は不適合が特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、固体廃棄物を作成する練り混ぜ用のドラム装置に事例ア

大量のウランが蓄積しないようにするための、放射性廃棄物の回収効率を確【核燃料施設】事業者は、固体廃棄物を作成する練り混ぜ用のドラム装置に事例ア

大量のウランが蓄積しないようにするための、放射性廃棄物の回収効率を確認する試験を実施しなかった。

認する試験を実施しなかった。

安全機能を有する施設及び関連する操作手順等については、安全機能を有す

安全機能を有する施設及び関連する操作手順等については、安全機能を有す

パフォーマンス劣る施設の取付け、試験及び保守を承認された手順に従って行うことを義務付

パフォーマンス劣る施設の取付け、試験及び保守を承認された手順に従って行うことを義務付化

けているにもかかわらず、事業者は、施設管理方針に定められた回収効率の化

けているにもかかわらず、事業者は、施設管理方針に定められた回収効率の試験が承認された手順に従って行われるようにすることを怠った。

試験が承認された手順に従って行われるようにすることを怠った。

軽微ではないとす

その後実施された機能試験の結果、所定の試験目的又は判定基準が達成され軽微ではないとす

その後実施された機能試験の結果、所定の試験目的又は判定基準が達成される理由ていないことが分かった。

る理由ていないことが分かった。

軽微とする場合

その後完了した機能試験で、問題は確認されなかった場合。

軽微とする場合

その後完了した機能試験で、問題は確認されなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、安全機能を有する施設の校正記録の評価を通じて、
事例イ

施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかったことを発見し【核燃料施設】検査官は、安全機能を有する施設の校正記録の評価を通じて、
事例イ

施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかったことを発見した。
パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事業者は、施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかった。
その後の測定器は校正により、点検前の状態は、所定の判定基準の範囲外であった、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示した、又は、当該測定器は、最後の校正から使用されていなかった場合
当該計測器は再校正の結果、所定の判定基準内であり、又は、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示さなかった場合

た。
パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

試験に合格しなかったことが報告され、調査の結果、事業者は施設管理方針の実施又は許認可要件の遂行を怠っていたことが原因であることが特定され軽微とする場合

化

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事例エ

安全機能を有する施設が許認可及び施設管理方針を義務付ける要領でその本来の安全機能を遂行するための動作可能性及び信頼性の確保に向けた施設管理を実施しなかったこと。
その故障は施設管理方針の不履行が直接の原因であった、又は、検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）により、安全機能を有する施設の安全機能が機能しないおそれがあった場合。
検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）は、安全機能を有する施設の安全機能に影響を及ぼさなかった。

あった、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示した、又は、当該測定器は、
当該計測器は再校正の結果、所定の判定基準内であり、又は、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示さなかった場合【核燃料施設】安全機能を有する施設である真空破壊装置がサーベイランス
試験に合格しなかったことが報告され、調査の結果、事業者は施設管理方針

事例ウの実施又は許認可要件の遂行を怠っていたことが原因であることが特定された。
パフォーマンス劣

その後の測定器は校正により、点検前の状態は、所定の判定基準の範囲外で最後の校正から使用されていなかった場合【核燃料施設】安全機能を有する施設である真空破壊装置がサーベイランス
事例ウ

事業者は、施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかった。

た。
パフォーマンス劣化

安全機能を有する施設が許認可及び施設管理方針を義務付ける要領でその本来の安全機能を遂行するための動作可能性及び信頼性の確保に向けた施設管理を実施しなかったこと。

軽微ではないとする理由

その故障は施設管理方針の不履行が直接の原因であった、又は、検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）により、安全機能を有する施設の安全機能が機能しないおそれがあった場合。

軽微とする場合

検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）は、安全機能を有する施設の安全機能に影響を及ぼさなかった。

【核燃料施設】検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等対処設備及【核燃料施設】検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等対処設備及び資機材が設置・運用されており、利用可能な状態に整備されていることをび資機材が設置・運用されており、利用可能な状態に整備されていることを確認するために、重大事故等対処設備及び資機材の保守点検状況を確認した。
この結果、ダストモニタ及び電子式線量計３台は、校正されていないことが確認するために、重大事故等対処設備及び資機材の保守点検状況を確認した。

事例エ

この結果、ダストモニタ及び電子式線量計３台は、校正されていないことが発覚した。校正ラベルを見ると、ダストモニタが最後に校正されたのは１年発覚した。校正ラベルを見ると、ダストモニタが最後に校正されたのは１年以上前であり、電子式線量計については、校正記録がなかったため、最後に行

以上前であり、電子式線量計については、校正記録がなかったため、最後に行
62- 467 -

われた校正がいつかを確認できなかった。

われた校正がいつかを確認できなかった。

事業者は、重大事故等対処設備及び資機材の維持管理を怠った。事業規則に事業者は、重大事故等対処設備及び資機材の維持管理を怠った。事業規則に基づき、事業者が提出する事業許可申請書（事故が発生した場合における当基づき、事業者が提出する事業許可申請書（事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書）に記載

該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書）に記載

パフォーマンス劣された対応措置の維持管理及び実行を事業者に義務付けている。また、保安パフォーマンス劣された対応措置の維持管理及び実行を事業者に義務付けている。また、保安化

規定は、「認可された要領に従って必要な設備及び資機材の維持管理及び保守化

規定は、「認可された要領に従って必要な設備及び資機材の維持管理及び保守管理を実施する」ことを義務付けている。緊急時対応実施手順書では、重大事管理を実施する」ことを義務付けている。緊急時対応実施手順書では、重大事

故等対処設備及び資機材を決められた頻度ごとに校正することを義務付けて故等対処設備及び資機材を決められた頻度ごとに校正することを義務付けて

いる。

いる。

他の校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計又は校正済みのダストサ

他の校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計又は校正済みのダストサ

軽微ではないとす

ンプラー及び電子式線量計を備える予備品等が利用可能でなかった、若しく

軽微ではないとす

ンプラー及び電子式線量計を備える予備品等が利用可能でなかった、若しくる理由

は緊急時対応要員の利用可能な場所になかった、又は実際の緊急時に校正さる理由

は緊急時対応要員の利用可能な場所になかった、又は実際の緊急時に校正さ軽微とする場合事例オれていないダストサンプラー及び電子式線量計が使用されていた場合。

れていないダストサンプラー及び電子式線量計が使用されていた場合。

校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計は、事業所のどこでも利用可

校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計は、事業所のどこでも利用可

能であり、緊急時対応要員の利用可能な場所にあり、複数の予備品（空気サン能であり、緊急時対応要員の利用可能な場所にあり、複数の予備品（空気サンプラー及び線量計）は、入手可能であった場合、又は、校正ラベルの期限が満軽微とする場合

プラー及び線量計）は、入手可能であった場合、又は、校正ラベルの期限が満了した機器は、前回の校正が確認され、確認したところ校正範囲内でありか了した機器は、前回の校正が確認され、確認したところ校正範囲内でありかつ、操作可能であると判断された場合。

つ、操作可能であると判断された場合。

【核燃料施設】検査官は、重大事故等の発生を防ぐために最優先すべき操作【核燃料施設】検査官は、重大事故等の発生を防ぐために最優先すべき操作等の判断の責任を与えられ、代替要員として緊急時対応組織に割り当てられ等の判断の責任を与えられ、代替要員として緊急時対応組織に割り当てられたある対策要員が、保安規定及び運営規程の要件に従って訓練を受けていな

たある対策要員が、保安規定及び運営規程の要件に従って訓練を受けていなかったと判断した。最初に割り当てられた対策要員を含め、当該職位に割り事例オかったと判断した。最初に割り当てられた対策要員を含め、当該職位に割り当てられた他の対策要員３人は訓練を受けていた。事業者の保安規定及び運当てられた他の対策要員３人は訓練を受けていた。事業者の保安規定及び運営規程は、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けることを義務付けて営規程は、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けることを義務付けて

いた。

いた。

事業者は、保安規定及び運営規程が義務付ける要領で、緊急時対応組織の全事業者は、保安規定及び運営規程が義務付ける要領で、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けるようにすることを怠った。保安規定の審査基準に構成員が毎年訓練を受けるようにすることを怠った。保安規定の審査基準にパフォーマンス劣

おいては、重大事故等発生時における施設の保全に係る対応措置の維持及びパフォーマンス劣

おいては、重大事故等発生時における施設の保全に係る対応措置の維持及び化実行を事業者に義務付けている。また、保安規定において「対策要員に対する化実行を事業者に義務付けている。また、保安規定において「対策要員に対する軽微ではないとす
る理由

教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること。
」を要求しているが、こ教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること。」を要求しているが、この対策要員が、最後に訓練を受けたのは、検査日から２年前であった。

の対策要員が、最後に訓練を受けたのは、検査日から２年前であった。

緊急時対応組織内で固有の職務を果たす当該対策要員は、現行の資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けたことがなく、その職位に付随する責任には、リ
スク上重要な活動又は意思決定が含まれていた場合。

軽微ではないとする理由

事例カ

資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けていた。この職位に付随する責任には教育若しくは研修）を受けたことがなく、その職位に付随する責任には、リ
スク上重要な活動又は意思決定が含まれていた場合。

緊急時対応組織内でこの職務を割り当てられた他の対策要員 3 人は、現行の軽微とする場合

緊急時対応組織内で固有の職務を果たす当該対策要員は、現行の資格訓練（又緊急時対応組織内でこの職務を割り当てられた他の対策要員 3 人は、現行の軽微とする場合

資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けていた。この職位に付随する責任には、リスク上重要な活動又は意思決定が含まれていなかった場合。

は、リスク上重要な活動又は意思決定が含まれていなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、毎年行われる緊急時対応に係る検査を通じて、事業【核燃料施設】検査官は、毎年行われる緊急時対応に係る検査を通じて、事業者は前回の隔年で行われる演習で特定された劣化を是正していないことを確事例カ者は前回の隔年で行われる演習で特定された劣化を是正していないことを確認した。検査官は、前回の成果報告書をレビューした上で、事業者の緊急時対認した。検査官は、前回の成果報告書をレビューした上で、事業者の緊急時対63- 468 -

応に係る対策要員は、線量評価ソフトウェアの操作に不慣れであると判断し応に係る対策要員は、線量評価ソフトウェアの操作に不慣れであると判断した。特定された是正措置には、操作が不十分であると判断された対策要員をた。特定された是正措置には、操作が不十分であると判断された対策要員を

外部の研修に派遣することが含まれた。検査官は、操作が不十分であると判

外部の研修に派遣することが含まれた。検査官は、操作が不十分であると判断された対策要員の訓練記録をレビューし、当該訓練は不完全であると判断断された対策要員の訓練記録をレビューし、当該訓練は不完全であると判断した。当該訓練を含む成果報告書は１２か月間にわたって未了扱いであった。

した。当該訓練を含む成果報告書は１２か月間にわたって未了扱いであった。

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられた要領で、前回の隔年で行パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられた要領で、前回の隔年で行化われる演習で評価された劣化の是正を怠った。

化

われる演習で評価された劣化の是正を怠った。

軽微ではないとす

事業者は、評価で確認された重大事故等対処に係る緊急時対応能力の劣化を

軽微ではないとす

事業者は、評価で確認された重大事故等対処に係る緊急時対応能力の劣化をる理由是正する措置を講じなかった。

る理由

是正する措置を講じなかった。

軽微とする場合事業者は劣化を是正していたが成果報告書を適切に反映していなかった、事事業者は劣化を是正していたが成果報告書を適切に反映していなかった、事業者は操作が不十分であると判断された対策要員を（事業者が訓練証明書を業者は操作が不十分であると判断された対策要員を（事業者が訓練証明書を提示できる）外部研修に派遣したが、対策要員の訓練記録の更新を怠った、若提示できる）外部研修に派遣したが、対策要員の訓練記録の更新を怠った、若しくは操作が不十分であると判断された対策要員は線量評価ソフトウェアに

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

ついて正式な訓練を受けた他の対策要員と交代された、又は事業者は訓練を計画していたが研修の参加機会がなく訓練は完了していなかった場合。

計画していたが研修の参加機会がなく訓練は完了していなかった場合。

１３． リリース前の作業ミス等

改造後のシステム復旧に先立って、事業者は使用済燃料プール冷却系吸水管改造後のシステム復旧に先立って、事業者は使用済燃料プール冷却系吸水管のリプレースに係る改造工事において、元のシステム設計で要求されていたのリプレースに係る改造工事において、元のシステム設計で要求されていた

サイフォン・ホールが含まれていなかったことが判明し、その原因は技術者が元の設計の要求に気付かなかったことによるものであった。配管の配置に

サイフォン・ホールが含まれていなかったことが判明し、その原因は技術者

事例 aが元の設計の要求に気付かなかったことによるものであった。配管の配置により、サイフォン事象が発生するとプール水位が保安規定で認められた位置

より、サイフォン事象が発生するとプール水位が保安規定で認められた位置よりも低くなるが、燃料が露出する位置には至らない。

よりも低くなるが、燃料が露出する位置には至らない。

配管設計が作業指示書及び図面に正しく反映されなかった。
この事案は進行中の作業であった。作業エラーはシステム復旧前の改造処理の期間中に把握され是正された。
サイフォン・ホールを設置しないまま、又はサイフォン・ホールに対する要求を除外した評価を完了しないままシステムを運用に戻した場合

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

変更工事中、事業者は据付手順書に従わず、逆止弁を逆向きに据え付けた。
事例 b

しくは操作が不十分であると判断された対策要員は線量評価ソフトウェアについて正式な訓練を受けた他の対策要員と交代された、又は事業者は訓練を

５．リリース前の作業ミス等

事例 a

軽微とする場合

品質管理ではこのミスが発見されなかった。系統復帰に先立つ変更後試験

配管設計が作業指示書及び図面に正しく反映されなかった。
この事案は進行中の作業であった。作業エラーはシステム復旧前の改造処理の期間中に把握され是正された。
サイフォン・ホールを設置しないまま、又はサイフォン・ホールに対する要求を除外した評価を完了しないままシステムを運用に戻した場合

変更工事中、事業者は据付手順書に従わず、逆止弁を逆向きに据え付けた。
事例 b

品質管理ではこのミスが発見されなかった。系統復帰に先立つ変更後試験

で、事業者はこの問題を発見した。

で、事業者はこの問題を発見した。

パフォーマンス劣

事業者は実際のコンフィギュレーションに沿って設計を正しく解釈しなかっパフォーマンス劣

事業者は実際のコンフィギュレーションに沿って設計を正しく解釈しなかっ

化

た。

化

た。

軽微である理由

進行中の作業で、安全上の影響はない。

軽微である理由

進行中の作業で、安全上の影響はない。

軽微でない場合系統を供用に復帰した場合。

軽微でない場合系統を供用に復帰した場合。

64- 469 -

仕様に一致しないソレノイドが納品検査でスクリーニングされ、倉庫に保管
事例 c

されていた。その弁が据付用に持ち出され、電気作業員が間違ったタイプで仕様に一致しないソレノイドが納品検査でスクリーニングされ、倉庫に保管
事例 c

されていた。その弁が据付用に持ち出され、電気作業員が間違ったタイプであることに気付いた。

あることに気付いた。

パフォーマンス劣

事業者は誤って不適合部品を使用しないよう管理することになっているが、パフォーマンス劣

事業者は誤って不適合部品を使用しないよう管理することになっているが、化

不適切な部品が設置される可能性があった。

化

不適切な部品が設置される可能性があった。

軽微である理由

進行中の作業で、悪影響は一切なかった。

軽微である理由

進行中の作業で、悪影響は一切なかった。

軽微でない場合弁を取り付け、系統を供用に復帰した場合。

軽微でない場合弁を取り付け、系統を供用に復帰した場合。

事例 d

事業者は、保守後に、義務付けられている保全後の試験を行わずに臨界警報システムを供用状態に戻した。

事業者は、保守後に、義務付けられている保全後の試験を行わずに臨界警報

事例 dシステムを供用状態に戻した。

パフォーマンス劣事業者は、臨界事故を検知できるモニタリングシステムの保守に係る要求事

パフォーマンス劣事業者は、臨界事故を検知できるモニタリングシステムの保守に係る要求事化項を遵守しなかった。保守作業は手順書に従って行われなかった。

化項を遵守しなかった。保守作業は手順書に従って行われなかった。

軽微ではないとす事業者が義務付けられている保全後試験を実施したところ、警報システムが軽微ではないとす事業者が義務付けられている保全後試験を実施したところ、警報システムがる理由

故障していた。

る理由

故障していた。

軽微とする場合

事例 e

事業者は、その後、義務付けられている保全後試験を実施し、欠陥は特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、核燃料輸送物の発送前の点検において、輸送容器に、社内規定に定める開封防止検知シールを適切な場所に取り付けなかった。

軽微とする場合

事業者は、その後、義務付けられている保全後試験を実施し、欠陥は特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、核燃料輸送物の発送前の点検において、輸送容器

事例 eに、社内規定に定める開封防止検知シールを適切な場所に取り付けなかった。

パフォーマンス劣

社内規定において、輸送容器の開封防止検知シールを適切な場所に取り付け

パフォーマンス劣

社内規定において、輸送容器の開封防止検知シールを適切な場所に取り付け化ることを義務付けているがこれが実施されなかった。

化ることを義務付けているがこれが実施されなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

当該容器は施設から運び出されなかったが、容器が開封されていたことが確認された、又は当該容器は、開封された事実が不明なまま施設から運び出された。
当該容器は施設から運び出されず、容器が開封された事実はないことが確認された場合。

軽微ではないとする理由

当該容器は施設から運び出されなかったが、容器が開封されていたことが確認された、又は当該容器は、開封された事実が不明なまま施設から運び出された。

軽微とする場合

当該容器は施設から運び出されず、容器が開封された事実はないことが確認された場合。

６．放射線障害に対する防護１４． 放射線障害に対する防護

一般スクリーニング基準：規制の枠組みでは、一連の放射線防護バリア及び防護措置（例：訓一般スクリーニング基準：規制の枠組みでは、一連の放射線防護バリア及び防護措置（例：訓練、手順書、ALARA 計画書、放射線サーベイ、作業員のブリーフィング、区域の掲示、モニタ

練、手順書、ALARA 計画書、放射線サーベイ、作業員のブリーフィング、区域の掲示、モニタ

リング要件など）の組合せにより、従業員及び公衆の健康と安全の適切な防護を提供している。

リング要件など）の組合せにより、従業員及び公衆の健康と安全の適切な防護を提供している。

一つの放射線防護バリアを実施する際に軽微なパフォーマンスの劣化があっても、健康と安全の一つの放射線防護バリアを実施する際に軽微なパフォーマンスの劣化があっても、健康と安全の防護の全体的な妥当性の低下は、一般的にごくわずかである。しかしながら、複数のバリアのパ防護の全体的な妥当性の低下は、一般的にごくわずかである。しかしながら、複数のバリアのパ

フォーマンスの劣化、又は一つの重大なバリアの喪失が起きた場合は、軽微でないパフォーマン

フォーマンスの劣化、又は一つの重大なバリアの喪失が起きた場合は、軽微でないパフォーマン

スの劣化として分類される。これらは、個別の状況及びパフォーマンス劣化の重要度に関する検スの劣化として分類される。これらは、個別の状況及びパフォーマンス劣化の重要度に関する検査官の評価に基づいて判断する。

査官の評価に基づいて判断する。

事例 a

事業者は適切に放射線サーベイを行っていたが、そのサーベイが文書化されていなかった。

事業者は適切に放射線サーベイを行っていたが、そのサーベイが文書化され事例 aていなかった。

パフォーマンス劣

放射線サーベイが、放射線障害防護に関する手順書で要求されているところ

パフォーマンス劣

放射線サーベイが、放射線障害防護に関する手順書で要求されているところ

化の文書化が行われていなかった。

化の文書化が行われていなかった。
65- 470 -

軽微である理由

放射線サーベイは確かに実施されており、適切な放射線管理は構築されていた。

軽微である理由

サーベイ記録の欠如により、放射線管理が成立しない状況（管理者又は放射軽微でない場合

事例ｂ

線障害防護専門家が放射線に係る状況を把握せず）になった場合、又は深刻化

軽微でない場合軽微でない場合

事例ｃ

線障害防護専門家が放射線に係る状況を把握せず）になった場合、又は深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況になった場合。

な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況になった場合。

放射線検出装置（例えば、可搬型装置又は固定式エリアモニタ）の使用前

放射線検出装置（例えば、可搬型装置又は固定式エリアモニタ）の使用前に、サイト手順書で求められている適切な較正又は応答検査を実施しなかっ事例ｂに、サイト手順書で求められている適切な較正又は応答検査を実施しなかっ

放射線検出装置の使用前に、適切な較正又は応答検査を実施しなかった。

た。
パフォーマンス劣化

再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内にあった、測定軽微である理由た。
サーベイ記録の欠如により、放射線管理が成立しない状況（管理者又は放射た。
パフォーマンス劣

放射線サーベイは確かに実施されており、適切な放射線管理は構築されてい値が保守的だった（即ち、過剰応答）、もしくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモ

放射線検出装置の使用前に、適切な較正又は応答検査を実施しなかった。
再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内にあった、測定軽微である理由

値が保守的だった（即ち、過剰応答）、もしくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモ

ニタの警報機能が達成された。

ニタの警報機能が達成された。

再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内になかった、測再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内になかった、測定値が保守的でなかった、若しくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモニタの警報機

軽微でない場合定値が保守的でなかった、若しくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモニタの警報機能が達成されなかった場合。

能が達成されなかった場合。

放射線管理技術者が、十分な資格がない業務範囲を提供又は作業を実施した

放射線管理技術者が、十分な資格がない業務範囲を提供又は作業を実施した（例えば、必要な作業資格認定が完了していなかった、又は放射線管理技術

事例ｃ（例えば、必要な作業資格認定が完了していなかった、又は放射線管理技術者の経験が十分でなかった）。

者の経験が十分でなかった）。

パフォーマンス劣事業者が、保安規定に基づく要求を満足する資格及び訓練経験を有する放射パフォーマンス劣事業者が、保安規定に基づく要求を満足する資格及び訓練経験を有する放射化

線管理技術者を使用していなかった。

化

線管理技術者を使用していなかった。

放射線管理技術者は放射線管理基礎訓練を完了しており、特に誤りは犯さな
軽微である理由

軽微でない場合

かった、若しくは誤りはあったが軽微だった、又は放射線管理技術者が実施した作業（例えば、放射線サーベイ及びモニタリング）は、合理的レベルの放射線管理技術者は放射線管理基礎訓練を完了しており、特に誤りは犯さな
軽微である理由した作業（例えば、放射線サーベイ及びモニタリング）は、合理的レベルの放射線防護及びモニタリングだった。

放射線防護及びモニタリングだった。

放射線管理技術者が、放射線リスクの高い作業で放射線サーベイ及びモニタ

放射線管理技術者が、放射線リスクの高い作業で放射線サーベイ及びモニタリングを行う際に、1 つ以上の重大な誤りを犯した場合、又は放射線管理技
術者が実施した作業が合理的レベルの放射線防護及びモニタリングでなかっ

軽微でない場合

た場合。

事例 d

かった、若しくは誤りはあったが軽微だった、又は放射線管理技術者が実施

高放射線区域（HRA）に不適切な立入りがあった（即ち、保安規定及び発電所手順書に従っていなかった）。

リングを行う際に、1 つ以上の重大な誤りを犯した場合、又は放射線管理技
術者が実施した作業が合理的レベルの放射線防護及びモニタリングでなかった場合。

高放射線区域（HRA）に不適切な立入りがあった（即ち、保安規定及び発電

事例 d

所手順書に従っていなかった）。

事業者の職員が、HRA 内への立入り及び HRA 内での作業に関して、規定さ事業者の職員が、HRA 内への立入り及び HRA 内での作業に関して、規定さパフォーマンス劣

れた放射線バリア及び放射線防護措置を遵守しなかった。注：HRA への立

パフォーマンス劣

れた放射線バリア及び放射線防護措置を遵守しなかった。注：HRA への立化入りに関するパフォーマンスの劣化の他の例は、原子力規制庁が放射線の状化入りに関するパフォーマンスの劣化の他の例は、原子力規制庁が放射線の状

況の重大性に基づき評価する。

況の重大性に基づき評価する。
66- 471 -

軽微である理由

軽微でない場合

事例 e

その職員は、HRA への立入りを許可されており（例えば、放射線防護職員

その職員は、HRA への立入りを許可されており（例えば、放射線防護職員

又は放射線作業許可により認められている）、当該区域の放射線の状況を認又は放射線作業許可により認められている）、当該区域の放射線の状況を認識していた（例えば、放射線サーベイ結果に関する作業前説明を受けた、又軽微である理由

識していた（例えば、放射線サーベイ結果に関する作業前説明を受けた、又はレビューした）が、誤った放射線作業許可（RWP）に記名していた。作

はレビューした）が、誤った放射線作業許可（RWP）に記名していた。作

業では正しい RWP の手順を遵守した。

業では正しい RWP の手順を遵守した。

その職員は、HRA への立入りを許可されていなかった、HRA への立入りをその職員は、HRA への立入りを許可されていなかった、HRA への立入りを許可されているが放射線の状況を認識していなかった（例えば、放射線サー

許可されているが放射線の状況を認識していなかった（例えば、放射線サーベイについて説明を受けなかった、又はレビューしなかった）、HRA へのベイについて説明を受けなかった、又はレビューしなかった）、HRA への立入りを許可されており放射線の状況を認識しており、放射線に関する具体

立入りを許可されており放射線の状況を認識しており、放射線に関する具体的な指示を受けていたが、許可されていない行動を採ったため放射線の状況的な指示を受けていたが、許可されていない行動を採ったため放射線の状況が大きく変わった、電子線量計（ED）のアラームが出た後、事業者の放射軽微でない場合が大きく変わった、電子線量計（ED）のアラームが出た後、事業者の放射線防護計画書／手順書に記載されている所定の手順（例えば、作業の中止、線防護計画書／手順書に記載されている所定の手順（例えば、作業の中止、区域からの退去及び放射線管理技術者への連絡）を行うことなく HRA 内で区域からの退去及び放射線管理技術者への連絡）を行うことなく HRA 内で作業を続けた、又は物理的管理を無視した（例えば、施錠した高放射線区域

作業を続けた、又は物理的管理を無視した（例えば、施錠した高放射線区域

を囲むバリアをバイパスした、又は較正用線源のインターロックをバイパスを囲むバリアをバイパスした、又は較正用線源のインターロックをバイパスした）場合。

した）場合。

事業者は、放射線又は大気汚染調査（例えば、大気試料採取）を適切に行ったが、この調査は記録されなかった。

事業者は、放射線又は大気汚染調査（例えば、大気試料採取）を適切に行った事例 eが、この調査は記録されなかった。

パフォーマンス劣

放射線防護プログラムの記録保持を各事業者に義務付ける規制要件を達成しパフォーマンス劣

放射線防護プログラムの記録保持を各事業者に義務付ける規制要件を達成し化ておらず、サイトの手順書又は許認可申請に準ずる活動が実施されなかった。

化ておらず、サイトの手順書又は許認可申請に準ずる活動が実施されなかった。

軽微ではないとする理由

実地調査記録の欠如は、放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こし、この状況に起因して、規制要件の限度値を超える計画外の又は被ばくが個人に発生した。

軽微ではないとす
る理由

事例 f

録の欠如は放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こしたが、この状況

実地調査は実際に行われ、適切な放射線管理が立証された、又は、実地調査記
軽微とする場合

化
軽微ではないとする理由に起因して計画外の被ばくが個人に発生することはなかった場合。

放射線検知測定器（例えば、可搬型測定器又は定置型エリア放射線モニタ）は放射線検知測定器（例えば、可搬型測定器又は定置型エリア放射線モニタ）はサイトの手順書に従って適切に校正されなかった又は、使用前に応答確認が事例 f

サイトの手順書に従って適切に校正されなかった又は、使用前に応答確認が定量的放射線測定に用いられる測定器及び機器の定期的な校正を義務付ける規制要件の達成不履行、又は、サイトの手順書若しくは許認可申請に準ずる活動を怠ったこと。
再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応
答確認に対する検収基準の範囲外であった、又は保守的な測定値を提示しなかった。

行われなかった。
パフォーマンス劣化

答確認に対する検収基準の範囲内であった、又は保守的な測定値（即ち、過剰定量的放射線測定に用いられる測定器及び機器の定期的な校正を義務付ける規制要件の達成不履行、又は、サイトの手順書若しくは許認可申請に準ずる活動を怠ったこと。

軽微ではないとする理由

再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応
答確認に対する検収基準の範囲外であった、又は保守的な測定値を提示しなかった。

再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応軽微とする場合録の欠如は放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こしたが、この状況に起因して計画外の被ばくが個人に発生することはなかった場合。

行われなかった。
パフォーマンス劣

この状況に起因して、規制要件の限度値を超える計画外の又は被ばくが個人に発生した。

実地調査は実際に行われ、適切な放射線管理が立証された、又は、実地調査記
軽微とする場合

実地調査記録の欠如は、放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こし、再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応軽微とする場合応答）を提示した場合。

答確認に対する検収基準の範囲内であった、又は保守的な測定値（即ち、過剰応答）を提示した場合。

67- 472 -

保健物理技術者は、業務又は職務を遂行するための十分な資格を付与されな
事例 gい（例えば、職務遂行資格は義務付けられた要領で修了されていなかった、又保健物理技術者は、業務又は職務を遂行するための十分な資格を付与されな
事例 gい（例えば、職務遂行資格は義務付けられた要領で修了されていなかった、又は当該保健物理技術者は経験不足であった）で業務した。

は当該保健物理技術者は経験不足であった）で業務した。

パフォーマンス劣

サイトの手順書又は、許認可申請に記載される特定の要件に従って認定を行

パフォーマンス劣

サイトの手順書又は、許認可申請に記載される特定の要件に従って認定を行化わなかった。

化

わなかった。

軽微ではないとす
る理由

当該技術者は、放射線学的にリスクが重大な作業に対する放射線サーベイ及びモニタリングの実行時に１つ又は複数の重大な誤りがあり、これに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生した。

軽微ではないとする理由

事例 h

パフォーマンス劣

ちがなかった又は軽微な判断ミスであり、その過ちに起因して、規制要件の当該保健物理技術者は基本的な保健物理学の訓練を修了しており、判断に過軽微とする場合

限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生することはなかった場合。

検出可能な認可済み放射性物質を含有する機器等（例えば、工具）の実地調査

検出可能な認可済み放射性物質を含有する機器等（例えば、工具）の実地調査が不十分だったために、この機器等は施設の放射線管理区域から搬出された。

が不十分だったために、この機器等は施設の放射線管理区域から搬出された。

この工具は放射線モニタリングの対象でない放射線管理区域の境界外の区域

事例 h

この工具は放射線モニタリングの対象でない放射線管理区域の境界外の区域で発見された。
「汚染された」機器等は所有者管理区域を超えてオフサイトにで発見された。
「汚染された」機器等は所有者管理区域を超えてオフサイトに搬出される可能性があった。

搬出される可能性があった。

サイトの手順書又は許認可申請に従って活動を行わなかったこと。

パフォーマンス劣軽微とする場合

事例 i

された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、その空間線量率はバックグラウンドと区別できるものであると結論された、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度

放射線管理区域から搬出され、その後、放射線測定の対象でない区域で発見
軽微ではないとする理由

化された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、その空間線量率はバックグラウンドと区別できるものであると結論された、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度

値を上回っており、汚染レベルは規制要件に記載される量以下であった。

値を上回っており、汚染レベルは規制要件に記載される量以下であった。

搬出され、その後に発見された１つの機器等について実施されたサーベイは搬出され、その後に発見された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、当該機器等には空間線量率の放射性物質

不十分であった。追跡調査の結果、当該機器等には空間線量率の放射性物質が含まれるが、この線量率はバックグラウンドと区別ができないもので、現軽微とする場合が含まれるが、この線量率はバックグラウンドと区別ができないもので、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度値を下回ると実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度値を下回ると結論された場合。

結論された場合。

検査官は、定期的な巡回／検査を通じて、施錠されていない高放射線区域を検査官は、定期的な巡回／検査を通じて、施錠されていない高放射線区域を１箇所発見した。この高線量区域への立入り管理に用いられている方法は、

事例 i

１箇所発見した。この高線量区域への立入り管理に用いられている方法は、通路の施錠管理だけだったが、実施していなかった。
パフォーマンス劣

サイトの手順書又は許認可申請に従って活動を行わなかったこと。

化
放射線管理区域から搬出され、その後、放射線測定の対象でない区域で発見る理由

ちがなかった又は軽微な判断ミスであり、その過ちに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生することはなかった場合。

化

軽微ではないとす

びモニタリングの実行時に１つ又は複数の重大な誤りがあり、これに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生した。

当該保健物理技術者は基本的な保健物理学の訓練を修了しており、判断に過軽微とする場合

当該技術者は、放射線学的にリスクが重大な作業に対する放射線サーベイ及高線量区域に通じる通路の施錠を義務付ける規制要件を満たさなかった。

通路の施錠管理だけだったが、実施していなかった。
パフォーマンス劣
化

高線量区域に通じる通路の施錠を義務付ける規制要件を満たさなかった。

軽微ではないとす

放射線レベルの測定により、実際に、高線量区域は存在し、遮蔽されていなか

軽微ではないとす

放射線レベルの測定により、実際に、高線量区域は存在し、遮蔽されていなかる理由

ったことが判明した。

る理由

ったことが判明した。

軽微とする場合

事例 j

高線量区域の掲示は以前から行われていたが、放射線レベルの測定により、放射線状態は実際には高線量区域ではなかったことが判明した場合。

高放射線区域への不適切な立入りが発生した。

軽微とする場合

事例 j

高線量区域の掲示は以前から行われていたが、放射線レベルの測定により、放射線状態は実際には高線量区域ではなかったことが判明した場合。

高放射線区域への不適切な立入りが発生した。
68- 473 -

被ばく線量が ALARA になるようにすることを事業者に義務付ける規制要件

被ばく線量が ALARA になるようにすることを事業者に義務付ける規制要件

パフォーマンス劣を達成しなかった。作業員の放射線防護については放射線作業許可証の要件

パフォーマンス劣を達成しなかった。作業員の放射線防護については放射線作業許可証の要件化が規定されており、これは固有の放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守化が規定されており、これは固有の放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。

されなければならない。

当該個人は高線量区域への立入りを許可されていなかった又は、当該個人は

当該個人は高線量区域への立入りを許可されていなかった又は、当該個人は立入りを許可されていたが、放射線状態を認識していなかった（例えば、状況立入りを許可されていたが、放射線状態を認識していなかった（例えば、状況説明を受けていなかった又は放射線サーベイをレビューしていなかった）又

説明を受けていなかった又は放射線サーベイをレビューしていなかった）又は、当該個人は高線量区域への立入りを許可されており、当該区域の放射線は、当該個人は高線量区域への立入りを許可されており、当該区域の放射線状態を認識し、かつ、固有の放射線に関する指示を受けていたが、放射線状態状態を認識し、かつ、固有の放射線に関する指示を受けていたが、放射線状態

軽微ではないとすを著しく変える未許可の行動を行った、又は、当該個人は、電子式線量計（ED）

軽微ではないとすを著しく変える未許可の行動を行った、又は、当該個人は、電子式線量計（ED）

る理由の警報が鳴った後も事業者の放射線防護プログラム／手順書に定める所定のる理由の警報が鳴った後も事業者の放射線防護プログラム／手順書に定める所定の軽微とする場合

事例 k

手順上の行動（例えば、作業の中止、区域からの退出及び保健物理部門への連手順上の行動（例えば、作業の中止、区域からの退出及び保健物理部門への連絡)を行わずに高線量区域内で作業を続け、若しくは当該個人は物理的管理機絡)を行わずに高線量区域内で作業を続け、若しくは当該個人は物理的管理機

能を無視した行動（例えば、施錠された高放射線区域周囲の障壁の無視又は能を無視した行動（例えば、施錠された高放射線区域周囲の障壁の無視又は校正線源のインターロックの無視）を行っており、個人が被ばくした線量は校正線源のインターロックの無視）を行っており、個人が被ばくした線量は放射線作業許可証の限度値をもう少しで超えるところ若しくは超えていた。

放射線作業許可証の限度値をもう少しで超えるところ若しくは超えていた。

当該個人は高線量区域への立入りを（例えば、放射線防護員又は放射線作業

当該個人は高線量区域への立入りを（例えば、放射線防護員又は放射線作業

許可書によって）許可されており、当該区域の放射線状態を（例えば、作業前

許可書によって）許可されており、当該区域の放射線状態を（例えば、作業前

状況確認又は放射線サーベイの結果のレビューを通じて）認識しており、誤軽微とする場合

状況確認又は放射線サーベイの結果のレビューを通じて）認識しており、誤った放射線作業許可証に基づいて立入りしていたものの、正しい放射線作業

った放射線作業許可証に基づいて立入りしていたものの、正しい放射線作業

許可証の指示を遵守していた場合。

許可証の指示を遵守していた場合。

作業活動は、放射線作業許可証で扱われる管理地域（又は医療機関）内で進ん作業活動は、放射線作業許可証で扱われる管理地域（又は医療機関）内で進んでいた。検査官は、ある個人が職務固有の放射線作業許可証が義務付ける呼でいた。検査官は、ある個人が職務固有の放射線作業許可証が義務付ける呼吸保護具を装着していないことに気付いた。事業者は調査の一環として、影響を受けた個人に、事業者のバイオアッセイ手順書に従って、バイオアッセ

吸保護具を装着していないことに気付いた。事業者は調査の一環として、影事例 k

響を受けた個人に、事業者のバイオアッセイ手順書に従って、バイオアッセ

イ試料を提出することを要求した。事業者はこの結果、当該個人は可溶性ウ

イ試料を提出することを要求した。事業者はこの結果、当該個人は可溶性ウ

ランを大量に吸収したと判断した。

ランを大量に吸収したと判断した。

事業者は許認可条件に準ずる手順書に従わなければならない。作業員の放射事業者は許認可条件に準ずる手順書に従わなければならない。作業員の放射

パフォーマンス劣

線防護については放射線作業許可証の要件が規定されており、これは固有のパフォーマンス劣

線防護については放射線作業許可証の要件が規定されており、これは固有の化

放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。規制要件化

放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。規制要件

では、ウランの吸収量等の成人に対する被ばく線量限度値を規定している。

では、ウランの吸収量等の成人に対する被ばく線量限度値を規定している。

軽微ではないとす

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや

軽微ではないとす

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくやる理由

内部取り込みが発生した。

る理由

内部取り込みが発生した。

軽微とする場合

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや
内部取り込みは発生しなかった場合。

軽微とする場合

検査官はウォークダウンを通じて、炉の保全計画に使用される汚染防止エン
事例 l

クロージャ（箱）の破損を発見した。密封テープが剥落し、これによってエンクロージャ（箱）が開いた状態になり、保全作業中に発生し得る浮遊物質がエ

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや
内部取り込みは発生しなかった場合。

検査官はウォークダウンを通じて、炉の保全計画に使用される汚染防止エンクロージャ（箱）の破損を発見した。密封テープが剥落し、これによってエン事例 l

クロージャ（箱）が開いた状態になり、保全作業中に発生し得る浮遊物質がエンクロージャ（箱）から逃げないようにする閉じ込め機能に影響を及ぼしてンクロージャ（箱）から逃げないようにする閉じ込め機能に影響を及ぼして69- 474 -いた。

いた。

パフォーマンス劣

作業は、放射線汚染管理手順及び関連する放射線作業許可証／ALARA の計画

パフォーマンス劣

作業は、放射線汚染管理手順及び関連する放射線作業許可証／ALARA の計画

化

パッケージの要件又は関連する作業指示に従って行われなかった。

化

パッケージの要件又は関連する作業指示に従って行われなかった。

軽微ではないとす

作業は中断されず、試料は放射線管理が及ばない他の区域における大気汚染

軽微ではないとす

作業は中断されず、試料は放射線管理が及ばない他の区域における大気汚染

る理由の拡散を示唆した。

る理由の拡散を示唆した。

軽微とする場合

事例ｍ

パフォーマンス劣化

事業者は作業及び放射線サーベイを開始せず、大気試料からは放射線問題が確認されなかった場合。

検査官は、総合安全解析の線量結果計算のレビューを通じて、数学的誤りを１件発見した。
規制要求は、設計基準事故等の公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある事象について、放射性物質又は放射線が加工施設を設置する工場又は事業所外へ放出されることを抑制し、又は防止することを要求している。

軽微とする場合

事業者は作業及び放射線サーベイを開始せず、大気試料からは放射線問題が確認されなかった場合。

検査官は、総合安全解析の線量結果計算のレビューを通じて、数学的誤りを事例ｍ

１件発見した。

パフォーマンス劣化

規制要求は、設計基準事故等の公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある事象について、放射性物質又は放射線が加工施設を設置する工場又は事業所外へ放出されることを抑制し、又は防止することを要求している。

軽微ではないとす

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線

軽微ではないとす

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線

る理由

量の増大が発生した。

る理由

量の増大が発生した。

軽微とする場合

事例ｎ

パフォーマンス劣化

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線量の増大は発生しなかった場合。

軽微とする場合

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線量の増大は発生しなかった場合。

検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関

検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定める方針であること、及び工場等と協議・合意の上、外部からの支援計画を定める方針であること、及び工場等

外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品、燃料等）によ

外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品、燃料等）により、事故発生後６日間までに支援を受けられる体制であることについて、そ事例ｎ

り、事故発生後６日間までに支援を受けられる体制であることについて、その詳細な説明を要求した。その目的は、事業所外部からの支援体制や重大事の詳細な説明を要求した。その目的は、事業所外部からの支援体制や重大事

故等の中長期的な対応が必要となる場合に備え、適切な対応を検討できる体故等の中長期的な対応が必要となる場合に備え、適切な対応を検討できる体制が構築されているかを確認することであった。

制が構築されているかを確認することであった。

事業者は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関

事業者は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定めることが義務付けられているが、協定等の締結を含む協力体制、協力先、協力内容について具体化を怠った、又は協力体制、協力内容等について検討や見直しを締結の内容としていパフォーマンス劣
化と協議・合意の上、外部からの支援計画を定めることが義務付けられているが、協定等の締結を含む協力体制、協力先、協力内容について具体化を怠った、又は協力体制、協力内容等について検討や見直しを締結の内容としている場合にあって、その履行や更新を怠った。

る場合にあって、その履行や更新を怠った。

事業所外部の支援組織との協定に基づく協力内容について、平時から重大事

事業所外部の支援組織との協定に基づく協力内容について、平時から重大事

軽微ではないとす

故等に備えた演習又は訓練を実施することとなっているが、事業者からの聴軽微ではないとす

故等に備えた演習又は訓練を実施することとなっているが、事業者からの聴る理由

取や記録確認の結果、これまで演習又は訓練が行われなかったことが判明しる理由

取や記録確認の結果、これまで演習又は訓練が行われなかったことが判明し

た。

た。

70

- 475 -

軽微とする場合

協定書を最新の状態に維持する責任を有する外部の支援組織の連絡窓口に、協定書を最新の状態に維持する責任を有する外部の支援組織の連絡窓口に、協定書について聞き取り調査を行ったところ、支援業務を担当する外部の支協定書について聞き取り調査を行ったところ、支援業務を担当する外部の支

援組織の連絡窓口は、前回の協定書の中で合意に達した支援及び業務が依然

援組織の連絡窓口は、前回の協定書の中で合意に達した支援及び業務が依然として有効であることを認識していた。演習又は訓練は、保安規定で義務付として有効であることを認識していた。演習又は訓練は、保安規定で義務付ける要領で隔年又は毎年行われていた。事業所においては、隔年又は毎年、外軽微とする場合部の支援組織に対するサイト視察訪問を行っており、外部の支援組織との演部の支援組織に対するサイト視察訪問を行っており、外部の支援組織との演

習又は訓練に参加した他、原子力規制委員会が評価する演習にこれまで２回

習又は訓練に参加した他、原子力規制委員会が評価する演習にこれまで２回参加していた。
（NRC は、演習の検査／隔年、訓練の検査／年）

参加していた。
（NRC は、演習の検査／隔年、訓練の検査／年）

７．施設管理１５．

施設管理

保全の有効性の監視に係る規制要求に基づく事業者のサイトにおける保全プロ
事例 a

グラムの定期評価について検査官がレビューした際、二つの評価が評価期間

保全の有効性の監視に係る規制要求に基づく事業者のサイトにおける保全プロ
事例 a

グラムの定期評価について検査官がレビューした際、二つの評価が評価期間

24 か月のところそれぞれ 2 か月と 6 か月超過していることを確認した。
パフォーマンス劣化

保全の有効性の監視に係る規制要求に対する違反であり、定期保全評価について、評価間隔が 24 か月を超過しないよう少なくとも燃料取替サイクルごととする要求間隔を超過した。

24 か月のところそれぞれ 2 か月と 6 か月超過していることを確認した。
パフォーマンス劣化

軽微でない場合

事例 b

性に悪影響を及ぼさず、それゆえに保全プログラムの見直しの必要がなかっ

保全の有効性の監視に係る規制要求に対する違反であり、定期保全評価について、評価間隔が 24 か月を超過しないよう少なくとも燃料取替サイクルごととする要求間隔を超過した。

要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用軽微である理由

ける要領で隔年又は毎年行われていた。事業所においては、隔年又は毎年、外要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用軽微である理由

性に悪影響を及ぼさず、それゆえに保全プログラムの見直しの必要がなかった。

た。

要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用性に悪影響を及ぼし、それゆえに保全プログラムの見直しが必要になりそれが軽微でない場合性に悪影響を及ぼし、それゆえに保全プログラムの見直しが必要になりそれが完了していない場合。

完了していない場合。

検査官は、保全の有効性の監視に係る定期的な評価の際、保安規定で求められ検査官は、保全の有効性の監視に係る定期的な評価の際、保安規定で求められる EDG の定例試験で、事業者が系統の使用不能時間を含めていないことを発る EDG の定例試験で、事業者が系統の使用不能時間を含めていないことを発見した。事業者は月に一度 EDG の試験を行っているが、その試験中は数分
間、EDG は使用不能で所定の安全機能を達成できない。定例試験による使用見した。事業者は月に一度 EDG の試験を行っているが、その試験中は数分

事例 b

間、EDG は使用不能で所定の安全機能を達成できない。定例試験による使用不能時間はトータルの使用不能時間との比較において重要ではなく保全の有効不能時間はトータルの使用不能時間との比較において重要ではなく保全の有効性に係る評価のバランスに影響を及ぼさなかった。

性に係る評価のバランスに影響を及ぼさなかった。

パフォーマンス劣

事業者は保全の有効性の監視に係る評価を行う際に全ての使用不能状態を検討

パフォーマンス劣

事業者は保全の有効性の監視に係る評価を行う際に全ての使用不能状態を検討

化しなかった。

化しなかった。

軽微である理由

軽微でない場合全体の使用不能状態から見て、定例試験による使用不能状態の寄与はわずかである。
使用不能状態に対する定例試験の寄与が、バランスの決定に影響を与えるほど大きかった場合。

軽微である理由

軽微でない場合

検査官は、増強されたオフガス装置の機器のいくつかが保守規則で求められて事例 cいるプログラムのスコープに入っていないことを確認した。これらの機器が故障すると発電所の過渡事象又はスクラムが発生する可能性があるため、スコー全体の使用不能状態から見て、定例試験による使用不能状態の寄与はわずかである。
使用不能状態に対する定例試験の寄与が、バランスの決定に影響を与えるほど大きかった場合。

検査官は、増強されたオフガス装置の機器のいくつかが保守規則で求められているプログラムのスコープに入っていないことを確認した。これらの機器が故事例 c

障すると発電所の過渡事象又はスクラムが発生する可能性があるため、スコープに入れることが要求される。これらの機器を適切にスコープに入れていなかプに入れることが要求される。これらの機器を適切にスコープに入れていなか
71- 476 -

パフォーマンス劣化

ったが、事業者は適切な予防保全を実施しており、設備の性能に問題はなかっったが、事業者は適切な予防保全を実施しており、設備の性能に問題はなかった。

た。

増強されたオフガス装置の特定の機器は故障すると発電所のトランジェント又はスクラムを引き起こす可能性があるが、スコープに入れていなかったため、保全の有効性の監視プログラムに係るスコープに違反している。

パフォーマンス劣化

軽微でない場合で実施されている予防保全により、保守規則で求められる性能又は状態（欠落

設備の性能には問題なかった。この機器がスコープに入っていれば、その系統軽微である理由

設備の問題）の効果的管理が実証されていたはずである。

スコープ外の機器が実際に故障して過渡事象／スクラムの原因となった、又はスコープ外の機器が実際に故障して過渡事象／スクラムの原因となった、又は設備の性能に問題があり、保守規則で求められる適切な予防保全を通した性能

８．原子炉熱出力の制限

パフォーマンス劣化

軽微でない場合

る理由軽微とする場合

事例 b

設備の性能に問題があり、保守規則で求められる適切な予防保全を通した性能
若しくは状態の効果的管理が実証できなかった。

１６． 原子炉熱出力の制限

99.9%定格熱出力で運転中、運転員はあらかじめ計画されていた給水ポンプの99.9%定格熱出力で運転中、運転員はあらかじめ計画されていた給水ポンプの切替えを行った。運転員は、予期される 0.2%から 0.4%の熱出力上昇を考慮し切替えを行った。運転員は、予期される 0.2%から 0.4%の熱出力上昇を考慮して当該切替えに先立ち定格熱出力より 0.5%下げることとする手順書の前提条て当該切替えに先立ち定格熱出力より 0.5%下げることとする手順書の前提条

件に従わなかった。第 2 給水ポンプ起動時点で熱出力が定格を超え 100.2%に事例 a

件に従わなかった。第 2 給水ポンプ起動時点で熱出力が定格を超え 100.2%に上昇した。運転員は即座に第 1 給水ポンプを停止させ、定格熱出力に戻した。

上昇した。運転員は即座に第 1 給水ポンプを停止させ、定格熱出力に戻した。

本事案を通して、熱出力は原子炉安全解析の条件範囲にとどまっており、また本事案を通して、熱出力は原子炉安全解析の条件範囲にとどまっており、また安全上の制限は超えなかった。

安全上の制限は超えなかった。

保安規定の違反であり、運転員は給水ポンプの切替え前の手順書の前提条件を遵守しなかった。なお、熱出力制限の違反は許認可条件に関連するものであったが、この条件は守られていた。

パフォーマンス劣化で禁止されている条件となった。この事案に関して軽微ではないものとする場
合の他の要素としては、１）運転員が、許認可の熱出力制限を超過したことを認識した際に即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させなかった場合、又保安規定の違反であり、運転員は給水ポンプの切替え前の手順書の前提条件を遵守しなかった。なお、熱出力制限の違反は許認可条件に関連するものであったが、この条件は守られていた。

手順書の前提条件を遵守しなかったことにより定格熱出力を超過し、運転認可
軽微ではないとすで実施されている予防保全により、保守規則で求められる性能又は状態（欠落

設備の問題）の効果的管理が実証されていたはずである。

若しくは状態の効果的管理が実証できなかった。

事例 a

はスクラムを引き起こす可能性があるが、スコープに入れていなかったため、保全の有効性の監視プログラムに係るスコープに違反している。

設備の性能には問題なかった。この機器がスコープに入っていれば、その系統軽微である理由増強されたオフガス装置の特定の機器は故障すると発電所のトランジェント又手順書の前提条件を遵守しなかったことにより定格熱出力を超過し、運転認可
軽微ではないとする理由

で禁止されている条件となった。この事案に関して軽微ではないものとする場
合の他の要素としては、１）運転員が、許認可の熱出力制限を超過したことを認識した際に即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させなかった場合、又は、２）最大熱出力が安全解析の範囲外に到達した場合、が挙げられる。

は、２）最大熱出力が安全解析の範囲外に到達した場合、が挙げられる。

運転員は前提条件である定格熱出力より 0.5%下げる操作を実施したが、給水運転員は前提条件である定格熱出力より 0.5%下げる操作を実施したが、給水ポンプ切替え後、熱出力が 100.1%定格に上昇した場合（これは、運転経験上

ポンプ切替え後、熱出力が 100.1%定格に上昇した場合（これは、運転経験上予期される最大上昇 0.4%よりも 0.2%高いものである。）であって、運転員は軽微とする場合予期される最大上昇 0.4%よりも 0.2%高いものである。）であって、運転員は熱出力が定格を超えたことを認識した後、即座に熱出力を定格又は定格以下に熱出力が定格を超えたことを認識した後、即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させた場合。

低下させた場合。

数日間にわたる定格熱出力以下での定常状態運転の後、運転員が、1 時間及び数日間にわたる定格熱出力以下での定常状態運転の後、運転員が、1 時間及び2 時間の平均炉心熱出力表示が両方とも定格熱出力を超える状態でユニットを

2 時間の平均炉心熱出力表示が両方とも定格熱出力を超える状態でユニットを運転した。運転認可に従って原子炉出力の監視及び制御を行うために、運転員運転した。運転認可に従って原子炉出力の監視及び制御を行うために、運転員

は、コンピュータで計算した時間平均の平均炉心熱出力表示に依存している。

事例 b

は、コンピュータで計算した時間平均の平均炉心熱出力表示に依存している。

この平均炉心熱出力表示は 10 秒ごとに更新され、15 分間、1 時間、2 時間及

この平均炉心熱出力表示は 10 秒ごとに更新され、15 分間、1 時間、2 時間及び 8 時間の移動平均を表示する。事業者の手順書では、運転員に対し、15 分

び 8 時間の移動平均を表示する。事業者の手順書では、運転員に対し、15 分

間平均の平均炉心熱出力を調べ、1 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以間平均の平均炉心熱出力を調べ、1 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以72- 477 -

パフォーマンス劣化下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。同様に、1 時間平下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。同様に、1 時間平均の平均炉心熱出力を調べ、2 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に均の平均炉心熱出力を調べ、2 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。この指針及び認可定格維持するために必要な調整を行うことを要求している。この指針及び認可定格熱出力要求に反して、1 時間平均の平均炉心熱出力表示が定格熱出力を超えた

熱出力要求に反して、1 時間平均の平均炉心熱出力表示が定格熱出力を超えた

時、運転員が 2 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために時、運転員が 2 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために必要な調整を行わなかった。

必要な調整を行わなかった。

15 分間平均、1 時間平均及び 2 時間平均の平均炉心熱出力を調べ、2 時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力限度内に維持するために必要な平均炉心熱出力の調整を適宜行うという手順書の要求を運転員が遵守しなかった。

軽微ではないとす
る理由

原子炉を定格熱出力以下で運転するという手順書の要求及び認可条件を運転員が遵守しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

パフォーマンス劣化にも関わらず、1 時間平均が定格熱出力をわずかに超えたが、その時に 2 時間
平均の平均炉心熱出力が定格熱出力を超えることを防止するため、直ちに適切

軽微ではないとす
る理由

化

った。

る理由

運転員が、15 分間平均の表示に基づきタイムリーで適切な出力調整を行ったにも関わらず、1 時間平均が定格熱出力をわずかに超えたが、その時に 2 時間軽微とする場合

平均の平均炉心熱出力が定格熱出力を超えることを防止するため、直ちに適切

定格熱出力の 99.5%で 90 分間継続して定常状態で運転した後、2 時間平均の定格熱出力の 99.5%で 90 分間継続して定常状態で運転した後、2 時間平均の熱出力を定格熱出力の約 100%まで増加するため、運転員が、熱出力を定格熱

熱出力を定格熱出力の約 100%まで増加するため、運転員が、熱出力を定格熱出力の 101.4%に上げて 30 分間維持する特別の操作を実施した。その後、2 時

事例 c

間平均熱出力 99.98%が確認された。このインシデントを通して、熱出力は原

子炉安全解析の想定内であり（即ち、熱出力が未解析の領域に入らず）、安全

子炉安全解析の想定内であり（即ち、熱出力が未解析の領域に入らず）、安全

制限値を超えることはなかった。

制限値を超えることはなかった。

運転員が運転認可で禁じられた状態である定格熱出力超過まで熱出力を上げて維持する特別の操作を行い、認可条件に違反した。熱出力が定格熱出力を超えた時に、運転員は直ちに熱出力を定格熱出力以下に戻さなかった。

軽微ではないとす

熱出力を、定格熱出力超過まで増加して維持する運転員の措置及び定格熱出力を超えた時点で直ちに復旧しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

パフォーマンス劣化準（例えば、熱出力限度を定格熱出力の 99.97%とする運転の良好事例）を超

軽微ではないとす
る理由

維持する特別の操作を行い、認可条件に違反した。熱出力が定格熱出力を超え
熱出力を、定格熱出力超過まで増加して維持する運転員の措置及び定格熱出力を超えた時点で直ちに復旧しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。
運転員は、定格熱出力を超えていなかったが、事業者が自ら課した要求又は標準（例えば、熱出力限度を定格熱出力の 99.97%とする運転の良好事例）を超軽微とする場合

えていた場合。

えていた場合。

〇 改訂履歴〇 変更履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

運転員が運転認可で禁じられた状態である定格熱出力超過まで熱出力を上げてた時に、運転員は直ちに熱出力を定格熱出力以下に戻さなかった。

運転員は、定格熱出力を超えていなかったが、事業者が自ら課した要求又は標軽微とする場合が遵守しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があな調整を実施した場合。

間平均熱出力 99.98%が確認された。このインシデントを通して、熱出力は原

パフォーマンス劣

原子炉を定格熱出力以下で運転するという手順書の要求及び認可条件を運転員な調整を実施した場合。

出力の 101.4%に上げて 30 分間維持する特別の操作を実施した。その後、2 時

事例 cの平均炉心熱出力を定格熱出力限度内に維持するために必要な平均炉心熱出力の調整を適宜行うという手順書の要求を運転員が遵守しなかった。

運転員が、15 分間平均の表示に基づきタイムリーで適切な出力調整を行った
軽微とする場合

15 分間平均、1 時間平均及び 2 時間平均の平均炉心熱出力を調べ、2 時間平均

改正の概要
施行

備考

No.

変更日

施行日

0

－

2020/04/01

1
2
3

73

- 478 -

変更概要
制定

備考

74

- 479 -

基本検査運用ガイド
自然災害防護
（新旧対照表）1- 480 -

（下線部分は改正部分）
改

1

正

後

改

3

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

自然災害防護自然災害防護

（BE0010_r1）（BE0010_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1.

監視領域

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

記）

小分類：
「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」

小分類：「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」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、

使用）

使用）

検査分野：
「防災・非常時対応」

2

正

検査分野：
「防災・非常時対応」

2.

検査目的

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」とい

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下「法」という。)、第 61 条の 2 の 2 第 1記）

う。）、第 61 条の２の２第１項４号ロに規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す

項 4 号ロに規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安の原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又はための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る原子力施設の大規模損壊に係る原子力施設の保全に関する措置（以下「保全に関する措置」という。）における自然保全に関する措置(以下単に「保全に関する措置」という。)における自然災害防護の活動状況を確認す

記載の適正化（誤災害防護の活動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の２の２第１項３号イで規定する事項（保安規る。当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3 号イで規定する事項(保安規定)のうち、表 1 に示す保安

記）

定）のうち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場

規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講ずべき処置に係る活動

合に講ずべき処置に係る活動状況の確認と併せて行う。

状況の確認と併せて行う。

また、法第 61 条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原

また、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 2 号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表 2 に示す原子子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、外部からの衝撃による損傷の防止基準の力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される、外部からの衝撃による損傷の防止基準の遵遵守状況を確認する。

守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及び機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガび機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガ

イドの適用も踏まえて確認する。

イドの適用も踏まえて確認する。
3.

検査要件

検査要件
3.1 検査対象

3.1 検査対象※

記載の適正化（誤※異常気象によって生じる自然災害等 に対する施設の防護対策の準備状況について、以下を検査対

異常気象によって生じる自然災害等 に対する施設の防護対策の準備状況について、以下を検査対象とし、自然災害等に係る事業者の防護計画、設備の運転管理及び不適合の是正処置等の適切性を確象とし、自然災害等に係る事業者の防護計画、設備の運転管理及び不適合の是正処置等の適切性を確

認する。

認する。
※近隣施設等の外的要因によって生じる災害も含む。

※近隣施設等の外的要因によって生じる災害も含む。
2- 481 -記）

(1)外部電源及び代替交流電源システムの準備状態(1) 外部電源及び代替 AC 電源システムの準備状態

記載の適正化（誤(2)季節ごとの極端な気象条件に対する対応策(2) 季節毎の極端な気象条件に対する対応策

記）(3)差し迫る悪天候に対する準備状況(3) 差し迫る悪天候に対する準備状況(4)外部溢水に対する準備状況(4) 外部溢水に対する準備状況

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお、 記載の適正化（誤検査は、表３の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお、

4

検査サンプルは前記3.1の検査対象において(4)が大きなリスクにならない場合は、(1)～(3)から選定

検査サンプルは前記3.1の検査対象において(4)が大きなリスクにならない場合は、(1)～(3)から選定ししてもよい。

てもよい。

検査手順
4.1 検査前準備

4.

検査手順
4.1 検査前準備

各事業所における設置又は事業（変更）許可申請書等に規定された「自然災害」の記載事項を理解

各事業所における設置又は事業（変更）許可申請書等に規定された「自然災害」の記載事項を理解するとともに、ウォークダウンやリスク情報等による必要な資機材の管理状況及び過去の不適合の是するとともに、ウォークダウンやリスク情報等による必要な資機材の管理状況及び過去の不適合の是正処置状況等の調査結果から検査対象や検査方法等を定め、サンプリングにより事業者の活動状況を

正処置状況等の調査結果から検査対象や検査方法等を定め、サンプリングにより事業者の活動状況を

確認する。

確認する。

4.2 検査の実施

4.2 検査の実施

自然災害防護等に係る以下について、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等によって運用、対策等が適切であることを確認する。

(1) 外部電源及び代替交流電源システムの準備状況(1) 外部電源及び代替AC電源システムの準備状況

a.設備は健全で要求機能を満足すること

a. 設備は健全で要求機能を満足すること

b.関連部署との連携が行われること

b. 関連部署との連携が行われること

c.是正処置等を講じた設備の状態

c. 是正処置等を講じた設備の状態(2) 季節毎の極端な気象条件に対する対応策

a.季節ごとに特有な気象条件下でも設備は健全で要求機能を満足すること

a. 季節毎に特有な気象条件下でも設備は健全で要求機能を満足すること

b.季節ごとに特有な気象条件下でも設備が要求機能を満足することを評価していること

b. 季節毎に特有な気象条件下でも設備が要求機能を満足することを評価していること

c.力量を備えた対応要員が配置されていること

c. 力量を備えた対応要員が配置されていること

d.長期に渡る悪天候に対処する事業者計画

d. 長期に渡る悪天候に対処する事業者計画(3) 差し迫る悪天候に対する準備状況(3) 差し迫る悪天候に対する準備状況

a.悪天候に対処するための準備状況が整っていること

a. 悪天候に対処するための準備状況が整っていること。

b.長期に渡る悪天候に対処する事業者の計画

b. 長期に渡る悪天候に対処する事業者の計画

c.力量を備えた対応要員が配置されていること

c. 力量を備えた対応要員が配置されていること

d.悪天候に対処するプラント改造、保守活動等が適切であること

d. 悪天候に対処するプラント改造、保守活動等が適切であること(4) 外部溢水に対する準備状況

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

自然災害防護等に係る以下について、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等によって運用、対策等が適切であることを確認する。

(2) 季節ごとの極端な気象条件に対する対応策記）(4) 外部溢水に対する準備状況

a.外部溢水の対策が整備されていること

a. 外部溢水の対策が整備されていること

b.力量を備えた対応要員が配置され訓練等が行われていること

b. 力量を備えた対応要員が配置され訓練等が行われていること

c.設備、機器等は耐溢水性能が確保されていること

c. 設備、機器等は耐溢水性能が確保されていること
3- 482 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正(1)本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

処置が適切に講じられていることを確認する。

処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切(3)検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する検査気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
検査手引に処理されていることを確認する。
5.

検査手引

検査手引は、再処理施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、廃棄物管理施

検査手引は、再処理施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、廃棄物管理施設、廃棄物埋設施設及び使用施設（以下「核燃料施設等」という。
）の一部施設には適用できない場合も設、廃棄物埋設施設及び使用施設（以下「核燃料施設等」という。
）の一部施設には適用できない場合もあるため、詳細は許認可等関連文書を確認することが必要である。

あるため、詳細は許認可等関連文書を確認することが必要である。

5.1 外部電源及び代替交流電源システムの準備状況

5.1 外部電源及び代替AC電源システムの準備状況

外部電源と代替交流電源システムの準備状況、両方を運用するための手順等が適切であることにつ

外部電源と代替AC電源システムの準備状況、両方を運用するための手順等が適切であることについて、以下を確認する。

いて、以下を確認する。

(1)何らかの自然災害等によって外部電源に影響を与える問題が発生した場合の情報交換について、送(1) 何らかの自然災害等によって外部電源に影響を与える問題が発生した場合の情報交換について、

電の管理部門と事業所との連絡事項に関する取決め及び手順。

送電の管理部門と事業所との連絡事項に関する取決め及び手順。

a.事象の説明。

a.

事象の説明。

b.外部電源が通常の状態に復旧する時期の見積もり。

b.

外部電源が通常の状態に復旧する時期の見積もり。

c.外部電源が通常の状態に復帰したときの事業所への通知。

c.

外部電源が通常の状態に復帰したときの事業所への通知。

(2)外部電源及び代替交流電源システムの設備の状態（開閉所及び変圧器の状態を含む）に係る是正処
置及び現場の状況。
(3)代替交流電源システム等の運転において以下への対応がなされていること。
a.事業所の外部電源システムのトリップ（原子炉緊急停止）後の電圧が、安全関連の作業を継続的

記）(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正(2)本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正

5

記載の適正化（誤(2) 外部電源及び代替AC電源システムの設備の状態(開閉所及び変圧器の状態を含む)に係る是正処

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

置及び現場の状況。
(3) 代替AC電源システム等の運転において以下への対応がなされていること。
a.

事業所の外部電源システムのトリップ(原子炉緊急停止)後の電圧が、安全関連の作業を継続的記載の適正化（誤記）に実施するために不十分であることを送電の管理部門から連絡を受け、代替交流電源システムをに実施するために不十分であることを送電の管理部門から連絡を受け、代替AC電源システムを記載の適正化（誤使用する必要がある際にとるべき措置。

使用する必要がある際にとるべき措置。

記）

b.事業所でのトリップ後の電圧を予測するのが不可能であるときに実施する是正処置。

b.

事業所でのトリップ後の電圧を予測するのが不可能であるときに実施する是正処置。

c.送電システムの能力に影響を与える可能性がある保守活動に係るリスク評価。

c.

送電システムの能力に影響を与える可能性がある保守活動に係るリスク評価。

d.事業所の対応が送電システムに影響を与える可能性がある場合、又は外部電源に十分な電力を供d.

事業所の対応が送電システムに影響を与える可能性がある場合、又は外部電源に十分な電力を給する送電システムの能力に疑問が生じた場合、事業所と送電の管理部門との間で要求されるコ供給する送電システムの能力に疑問が生じた場合、事業所と送電の管理部門との間で要求される

ミュニケーション。

コミュニケーション。

(4)外部電源及び代替交流電源システムの設備状態（開閉所及び変圧器の状態を含む）の調査。
a.システムを対象とする未処理の作業命令を調査するとともに、不適合に係る是正処置が講じられ(4) 外部電源及び代替AC電源システムの設備状態(開閉所及び変圧器の状態を含む)の調査。
a.

システムを対象とする未処理の作業命令を調査するとともに、不適合に係る是正処置が講じらていること。また、一定のリスクを考慮して是正処置が決定された場合には、是正処置の内容にれていること。また、一定のリスクを考慮して是正処置が決定された場合には、是正処置の内容

劣化状態が適切に考慮されていること。

に劣化状態が適切に考慮されていること。

b.事業者とともに現場巡視を実施し、開閉所等外部電源の設備の状態を確認する。
5.2 季節ごとの極端な気象条件への対応策

b.

記載の適正化（誤記）

事業者とともに現場巡視を実施し、開閉所等外部電源の設備の状態を確認する。

5.2 季節毎の極端な気象条件への対応策
4- 483 -

記載の適正化（誤季節ごとの極端な気象条件に対する対応手順、前年の悪天候の影響を受けた設備等への対応策及び不適合の是正処置の状況等について、以下を確認する。

季節毎の極端な気象条件に対する対応手順、前年の悪天候の影響を受けた設備等への対応策及び不適合の是正処置の状況等について、以下を確認する。

(1)悪天候に見舞われても、選定されたシステム（設備及び機器）の機能が失われないことを許認可関(1) 悪天候に見舞われても、選定されたシステム(設備及び機器)の機能が失われないことを許認可関連文書等によって確認する他、悪天候に見舞われている間の最終的ヒートシンクの運転及び継続利連文書等によって確認する他、悪天候に見舞われている間の最終的ヒートシンクの運転及び継続利用するための手順。長期に及ぶ悪天候に対処する事業者計画の適切性。

用するための手順。長期に及ぶ悪天候に対処する事業者計画の適切性。

(2)悪天候対策手順に記載される運転員等の対応が、重要なシステム（設備及び機器）の対応能力を維(2) 悪天候対策手順に記載される運転員等の対応が、重要なシステム(設備及び機器)の対応能力を維持するものであること及び必要な人員配置が規定されていること、並びに運転員が合理的に活動で持するものであること及び必要な人員配置が規定されていること、並びに運転員が合理的に活動できるようシステムの制御機器、表示装置、機器等の近接性が考慮されていること。

きるようシステムの制御機器、表示装置、機器等の近接性が考慮されていること。

(3)悪天候の影響を受けるシステム（設備及び機器）が、施設又は設備を停止させるために必要になる(3) 悪天候の影響を受けるシステム(設備及び機器)が、施設又は設備を停止させるために必要になる

場合は、想定される悪天候下でもそのシステムが利用可能であることを事前に評価していること。

場合は、想定される悪天候下でもそのシステムが利用可能であることを事前に評価していること。

(4)悪天候に見舞われても以下についてシステム（設備及び機器）の機能が失われないこと
a.寒冷気候のときにシステム、構造物及び機器が確実に機能を発揮するよう、防護措置（ヒートト(4) 悪天候に見舞われても以下についてシステム(設備及び機器)の機能が失われないことa.

レース、暖房、耐候性の囲い等）が講じられていること。
b.防護措置には、寒冷気候保護機能の支援に必要な計測制御装置や警報機校正プログラムのも含ま

寒冷気候のときにシステム、構造物及び機器が確実に機能を発揮するよう、防護措置(ヒートト
レース、暖房、耐候性の囲い等)が講じられていること。

b.

れ、これらの耐候性機能の物理的状態を検証するためウォークダウンを実施する。
c.ディーゼル発電機用燃料油の「曇り点」（油の中にワックスの結晶の曇あるいは霞が出現するとき防護措置には、寒冷気候保護機能の支援に必要な計測制御装置や警報機校正プログラムのも含まれ、これらの耐候性機能の物理的状態を検証するためウォークダウンを実施する。

c.

ディーゼル発電機用燃料油の「曇り点」(油の中にワックスの結晶の曇あるいは霞が出現するとの温度）の仕様が、極端な寒冷気候下でも非常用ディーゼル発電機が利用可能であること。また、

きの温度)の仕様が、極端な寒冷気候下でも非常用ディーゼル発電機が利用可能であること。まそれが事業者の試験等によって証明できていること。

た、それが事業者の試験等によって証明できていること。

5.3 差し迫る悪天候に対する準備状況
差し迫る悪天候から重要なシステム（設備及び機器）を保護するための準備状況について、以下を5.3 差し迫る悪天候に対する準備状況
差し迫る悪天候から重要なシステム(設備及び機器)を保護するための準備状況について、以下を確

確認する。

認する。

(1)悪天候になる前及び悪天候に見舞われている間において、影響を受けている状態を対象とする対応(1) 悪天候になる前及び悪天候に見舞われている間において、影響を受けている状態を対象とする対策並びに是正処置を含めた準備状況。長期間に及ぶ悪天候に対処する事業者計画の適切性。

(2) 悪天候対策手順に記載される運転員等の対応が、重要なシステム（設備及び機器）の対応能力を持するものであること及び必要な人員配置が規定されていること、並びに運転員が合理的に活動で維持するものであること及び必要な人員配置が規定されていること、並びに運転員が合理的に活きるようシステムの制御機器、表示装置、機器等の近接性が考慮されていること。

動できるようシステムの制御機器、表示装置、機器等の近接性が考慮されていること。

(3)悪天候の期間に対処するためのプラントの改造、保守活動（一時的なハザード・バリアの撤去等）、(3) 悪天候の期間に対処するためのプラントの改造、保守活動（一時的なハザード・バリアの撤去等）、

革新技術の採用手順の改訂状況等。運転員による悪天候の対応は、気付かないうちに機器の保守管

革新技術の採用手順の改訂状況等。運転員による悪天候の対応は、気付かないうちに機器の保守理に影響を与える可能性があるので、それらの課題を考慮して適切に評価・管理していること。

管理に影響を与える可能性があるので、それらの課題を考慮して適切に評価・管理していること。

であること。

a.予想されている気象条件が出現する前に要求されている監視活動が実施されていること、あるいa.

は予定通り完了していること。

予想されている気象条件が出現する前に要求されている監視活動が実施されていること、ある
いは予定通り完了していること。

b.

の措置が講じられていること。
5.4 外部溢水に対する準備状況記）(4) 悪天候対策手順に記載されている運転員の行動が、必要な設備、機器の即応能力を維持するものあること。

b.事業者が機器を対象とした巡視を実施していること、あるいは、機器の機能を維持しておくため

記載の適正化（誤応策並びに是正処置を含めた準備状況。長期間に及ぶ悪天候に対処する事業者計画の適切性。

(2)悪天候対策手順に記載される運転員等の対応が、重要なシステム（設備及び機器）の対応能力を維(4)悪天候対策手順に記載されている運転員の行動が、必要な設備、機器の即応能力を維持するもので記）

事業者が機器を対象とした巡視を実施していること、あるいは、機器の機能を維持しておくための措置が講じられていること。

5.4 外部溢水に対する準備状況
5- 484 -

記載の適正化（誤悪天候等による外部溢水から重要なシステム(設備及び機器)を保護するための準備状況について、

悪天候等による外部溢水から重要なシステム(設備及び機器)を保護するための準備状況について、以下を確認する。

以下を確認する。

(1)外部溢水の危険性が差し迫っている間に、溢水防護手順及び対応策の準備が完了していること。な(1) 外部溢水の危険性が差し迫っている間に、溢水防護手順及び対応策の準備が完了していること。

お、対応策には外部（気象庁等）からの情報を活用する手順も含める。

なお、対応策には外部（気象庁等）からの情報を活用する手順も含める。

(2)運転員の活動が想定されるエリアにおいて、外部溢水に対処するために正常ではない状況（必要と(2) 運転員の活動が想定されるエリアにおいて、外部溢水に対処するために正常ではない状況（必要される運転員の行動が溢水によって制限される又は不可能になる場合を含む）下であっても、緊急とされる運転員の行動が溢水によって制限される又は不可能になる場合を含む）下であっても、緊的な手順書等によって適切な行動が取れること。可能であれば、外部溢水対応の実働訓練又は机上急的な手順書等によって適切な行動が取れること。可能であれば、外部溢水対応の実働訓練又は机訓練の確認立会を行う。

上訓練の確認立会を行う。

(3)検査を行う選定エリアのウォークダウンによって、機器の設計特性を観察（予防的保守活動の調査(3) 検査を行う選定エリアのウォークダウンによって、機器の設計特性を観察（予防的保守活動の調も含む）し、外部溢水に対する準備状況。

査も含む）し、外部溢水に対する準備状況。

a.電線用導管等の溢水線の下にある機器の密封作業において、水密部の点検・補修がメーカー推奨a.

の寿命範囲内で行われていること。
b.溢水発生エリアの床のプラグ、床及び壁の穴及び貫通部の密封作業において、密封剤又はグラウ

記）

電線用導管等の溢水線の下にある機器の密封作業において、水密部の点検・補修がメーカー推奨の寿命範囲内で行われていること。

b.

ト材の劣化状態を監視するために、材料を検査する手順又はプログラムが実施されていること。

溢水発生エリアの床のプラグ、床及び壁の穴及び貫通部の密封作業において、密封剤又はグラウト材の劣化状態を監視するために、材料を検査する手順又はプログラムが実施されていること。

c.溢水エリアの中の水密扉の適切性として、扉の「端部」の隙間調整と密封剤の適切性を確認する

c.

するとともに、ドアの重要な部分の損耗と衝撃損傷を確認する。また、水密扉の閉止状態についとともに、扉の可動部分の損耗と衝撃損傷を確認する。また、水密扉の閉止状態について、保安て、保安規定及び社内マニュアルに基づき適切に管理されていること。

規定及び社内マニュアルに基づき適切に管理されていること。
d.ごみ等によって排水システムあるいはその一部が使用不能になるのを防止するために、排水シス

d.

e.

f.

(4)溢水のために運転員の行動が制限される等の異常エリアに関して、緊急的な手順等を使用し活動がなされていること。
a. 手順あるいは活動が規定どおりに、また要求されている時間内に実施することができるか。
（例

g.

がなされていること。
a.

b.

c.

その他の要因（機器の利用可能性や人員の配置等）によって、必要な行動の妨げにならないか（活動を行うに当たり十分か）。

d.

提案されている行動は、要求されているその他の安全機能に悪影響をもたらすことにはなら
ないか。

いか。
e. 手順あるいは活動には、警告時間や溢水が差し迫っているという通知に関する考察が含まれて水位及びその水位に伴う作用（波、波の遡上、破片等）は運転員等の行動を害することにならないか。

（活動を行うに当たり十分か）。
d. 提案されている行動は、要求されているその他の安全機能に悪影響をもたらすことにはならな

手順あるいは活動が規定どおりに、また要求されている時間内に実施することができるか。
（例えば、溢水緩和行動（水密扉の閉鎖等）の実施が可能であるか。）。

いか。
c. その他の要因（機器の利用可能性や人員の配置等）によって、必要な行動の妨げにならないか

安全に停止するための最終ヒートシンクへのアクセス経路が確保されていること。

(4) 溢水のために運転員の行動が制限される等の異常エリアに関して、緊急的な手順等を使用し活動

えば、溢水緩和行動（水密扉の閉鎖等）の実施が可能であるか。
）。
b. 水位及びその水位に伴う作用（波、波の遡上、破片等）は運転員等の行動を害することにならな

一時的な、あるいは取り外し可能な溢水防壁（ガスケット、砂袋、その他の一時的な防壁）の状態、利用可能性及び品質が適切であること。

態、利用可能性及び品質が適切であること。
g.安全に停止するための最終ヒートシンクへのアクセス経路が確保されていること。

排水ポンプ、水位警報機及び制御回路が動作可能であること（溢水防護機器の保守と校正を含
む）。

む）
。
f.一時的な、あるいは取り外し可能な溢水防壁（ガスケット、砂袋、その他の一時的な防壁）の状

ごみ等によって排水システムあるいはその一部が使用不能になるのを防止するために、排水シ
ステムの十分な防護（スクリーン、カバー等）がなされていること。

テムの十分な防護（スクリーン、カバー等）がなされていること。
e.排水ポンプ、水位警報機及び制御回路が動作可能であること（溢水防護機器の保守と校正を含溢水エリアの中の水密扉の適切性として、ドアの「端部」の隙間調整と密封剤の適切性を確認

e.

手順あるいは活動には、警告時間や溢水が差し迫っているという通知に関する考察が含まれ
ているか。

いるか。
6

- 485 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

f.

f. 手順には、事業所が溢水に見舞われている期間に関する考察及び溢水の時間的長さに対する適切な考慮（例えば、必要な消耗品の利用可能性に対する考慮）が含まれているか。

切な考慮（例えば、必要な消耗品の利用可能性に対する考慮）が含まれているか。

(5)不適合管理において、緩和システム及びその支援システムに影響を与える可能性がある自然現象の(5) 不適合管理において、緩和システム及びその支援システムに影響を与える可能性がある自然現象

問題を確認し、適切な時期にそれらの問題の解決に向けた対策が講じられていること。是正処置のの問題を確認し、適切な時期にそれらの問題の解決に向けた対策が講じられていること。是正処置

履歴を調査し講じた処置の適切性及び有効性。悪天候及び特定の気象による影響を緩和する設備及の履歴を調査し講じた処置の適切性及び有効性。悪天候及び特定の気象による影響を緩和する設備

び機器の使用が有用となる可能性。

及び機器の使用が有用となる可能性。
記載の適正化（誤5.5 検査対象共通の確認項目

5.5 検査対象共通の確認項目
各検査対象に共通する以下を確認する。

記）

各検査対象に共通する以下を確認する。

(1)自然災害等発生時の安全活動に係るマニュアル類が維持管理されていること。

(1) 自然災害等発生時の安全活動に係るマニュアル類が維持管理されていること。

(2)自然災害等の発生時における施設の保全活動に必要な要員の確保、及び要員の教育訓練が適切に実(2) 自然災害等の発生時における施設の保全活動に必要な要員の確保、及び要員の教育訓練が適切に施されていること。

実施されていること。
(3) 教育訓練結果の評価が行なわれ必要な改善等の措置がとられていること。

(3)教育訓練結果の評価が行なわれ必要な改善等の措置がとられていること。
6

手順には、事業所が溢水に見舞われている期間に関する考察及び溢水の時間的長さに対する適

6.

参考資料

記載の適正化（誤参考資料(1) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準(1) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準(2) 原子力発電所の火山影響評価ガイド(2) 原子力発電所の火山影響評価ガイド(3) 原子力発電所の竜巻影響評価ガイド(3) 原子力発電所の竜巻影響評価ガイド(4) 核燃料施設等の審査基準、評価ガイド等(4) 核燃料施設等の審査基準、評価ガイド等

7.

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

施行

１

○記載の適正化

原子力施設の種
別

規則名

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に
関する規則

再処理施設

改訂.

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 83 条

第 78 条

保安規定記載事項に係る規則条項第 92 条第１項第７号，第 15 号及び第 16 号並びに同条第３項第５号，第 14 号及び 15 号
第 87 条第１項第 16 号
及び第３項第 16 号

原子力施設の種別改正に伴う修正

記載の適正化（誤規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則

第 10 条

第 15 条第１項第 15 号
及び第２項第 15 号

試験研究用等原
子炉施設

第 12 条

第 17 条第１項第 15 号
及び第２項第 17 号

再処理施設

7

- 486 -記）

施行

表1 関連する施行規則条項

実用発電用原子炉施設

試験研究用等原
子炉施設

記載の適正化（誤

改訂履歴

（新設）

表１ 関連する施行規則条項記）

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 83 条

第 78 条

保安規定記載事項に係る規則条項第 92 条第 1 項第 7 号，第 15 号及び第 16 号並びに同条第 3 項第 5 号,
第 14 号及び 15 号
第 87 条第 1 項第 16 号
及び第 3 項第 16 号

第 10 条

第 15 条第 1 項第 15号及び第 2 項第１5 号

第 12 条

第 17 条第 1 項第 15号及び第２項第 17 号

記）

加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する
規則

使用施設等

第８条第１項第 14 号
及び第２項第 16 号
第 37 条第１項第 14 号
及び第２項第 14 号

第７条の４の３
第 32 条加工施設
使用済燃料貯蔵施設

第 30 条

第 34 条第１項第 13 号
及び第２項第 14 号

廃棄物管理施設

第 58 条の２

第 63 条第１項第 13 号
及び第２項第 14 号

第一種廃棄物埋設施設

第 17 条の２

第 20 条第１項第 15 号
及び第２項第 13 号

第二種廃棄物埋設施設第２条の 11 の８第２条の 12 第１項第13 号及び第２項第 15号

表２ 関連する技術基準規則条項

核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する
規則

使用施設等

第 32 条
第 30 条

第 34 条第 1 項第 13号及び第 2 項第 14 号

第 58 条の 2

第 63 条第 1 項第 13号及び第 2 項第 14 号

第 17 条の 2

第 20 条第 1 項第 15号及び第 2 項第 13 号

第 2 条の 11 の 8

第 2 条の 12 第 1 項第13 号及び第 2 項第 15号

表2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

記載の適正化（誤原子力施設の種別

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第７条

実用発電用原子炉施設

第7条

研究開発段階発電用原子炉施設

第７条

研究開発段階発電用原子炉施設

第7条

試験研究用等原子炉施設

第８条

試験研究用等原子炉施設

第8条

再処理施設

第８条

再処理施設

第8条

加工施設

第８条

加工施設

第8条

使用済燃料貯蔵施設

第９条

使用済燃料貯蔵施設

第9条

特定廃棄物管理施設

第８条

特定廃棄物管理施設

第8条

特定第一種廃棄物埋設施設

第８条

特定第一種廃棄物埋設施設

第8条

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第８条

使用施設等

第8条

表３ 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

40

日常

01

01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

40

日常

01

01

自然災害防護

記）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

4

40

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

自然災害防護

1年

4

40

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

20

日常

03 試験炉03 試験炉ID

検査項目

記載の適正化（誤02 研開炉02 研開炉ID記）

表 3 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。
ID

第 8 条第 1 項第 14 号
及び第 2 項第 16 号
第 37 条第 1 項第 14号及び第 2 項第 1４号

第 7 条の 4 の 3

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

２

20

日常

01

検査項目
自然災害防護8- 487 -

（熱出力500kw以上※１）（熱出力500kw以上※１）02

自然災害防護１年
１10日常（熱出力500kw以上※２）
03 自然災害防護
１年
１５
日常（熱出力500kw未満）※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの

自然災害防護日常
1年
110（熱出力500kw以上※２）
03 自然災害防護日常
1年
15（熱出力500kw未満）※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理ID
01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

4

40

日常

01

01
02

検査項目
自然災害防護（MOX加工）自然災害防護（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

３

25

日常

01

１年

２

20

日常

02

01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査項目
自然災害防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査体制

1年

4

40

日常

検査項目
自然災害防護（MOX加工）自然災害防護（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

3

25

日常

1年

2

20

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

自然災害防護

1年

1

5

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

自然災害防護

1年

1

5

日常

検査項目
自然災害防護

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

自然災害防護

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）ID

合計時間[h]

08 埋設

08 埋設
ID

サンプル数

07 管理

07 管理
ID

自然災害防護

検査頻度

06 貯蔵

06 貯蔵
ID

検査項目

05 加工

05 加工
ID

02

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

検査項目
自然災害防護9- 488 -

基本検査運用ガイド
地震防護（新旧対照表）1- 489 -

（下線部分が改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

地震防護

地震防護

（BE0090_r1）（BE0090_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1.

1 監視領域

改正理由

改正に伴う修正

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

記）

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開炉、試験

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開炉、再処理、加工）炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、使用）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、検査分野：「防災・非常時対応」

使用）
検査分野：
「防災・非常時対応」

2 検査目的2.

検査目的記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」とい

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下「法」という。)、第 61 条の 2 の 2 第 1記）

う。）、第 61 条の２の２第１項４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す

項 4 号ロで規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安の原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又はための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る原子力施設の大規模損壊に係る原子力施設の保全に関する措置（以下「保全に関する措置」という。）における地震防保全に関する措置(以下「保全に関する措置」という。)における地震防護の活動状況を確認する。当該事

護の活動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の２の２第１項３号イで規定する事項（保安規定）の項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3 号イで規定する事項(保安規定)のうち、表 1 に示す保安規定記載事項

うち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講ずべき処置に係る活動状況の確認とずべき処置に係る活動状況の確認と併せて行う。

併せて行う。
また、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 2 号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表 2 に示す原子

また、法第 61 条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す原子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される地震防護基準の遵守状況を確認する。

力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される地震防護基準の遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及びこれらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及び機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査ガイドの機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査ガイドの適用も踏まえて確認する。

適用も踏まえて確認する。

3 検査要件3.1 検査対象

3.

検査要件
3.1 検査対象

施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震力に対する安全機能が損なわれるおそれがないよう、施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震力に対する安全機能が損なわれるおそれがないよう、災害が発生する恐れがある場合及び発生した場合に備えた体制並びに手順等が整備されていることを災害が発生する恐れがある場合及び発生した場合に備えた体制並びに手順等が整備されていることを踏まえ、以下を検査対象に選定する。

踏まえ、以下を検査対象に選定する。

(1) 地震発生時に備えた施設等の波及的影響防止対策(1) 地震発生時に備えた施設等の波及的影響防止対策(2) 地震発生時に備えた設備の保管状況(2) 地震発生時に備えた設備の保管状況
2- 490 -

記載の適正化（誤記）

(3) 地震発生時に備えた体制の準備状態(3) 地震発生時に備えた体制の準備状態(4) 地震発生時における施設等の影響確認状況(4) 地震発生時における施設等の影響確認状況(5) 上記(1)以外の新たな波及的影響の観点の抽出状況(5) 上記(1)以外の新たな波及的影響の観点の抽出状況(6) 新たな知見等の収集、反映状況(6) 新たな知見等の収集、反映状況

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

記載の適正化（誤記）

4.

4 検査手順4.1 検査前準備

検査手順
4.1 検査前準備

各事業所において、設置（又は事業）変更許可申請書に規定された「地震」の事項について把握し、各事業所において、設置（又は事業）変更許可申請書に規定された「地震」の事項について把握し、日常の検査官の巡視等において、施設の保守管理状況について把握する。また、定期的な評価を実施

日常の検査官の巡視等において、施設の保守管理状況について把握する。また、定期的な評価を実施

する上で、インプット、アウトプット及び実施時期が明確になっていることを確認し、切れ目無く改する上で、インプット、アウトプット及び実施時期が明確になっていることを確認し、切れ目無く改善に取り組むことになっていることを着目点としておき、以下の項目に係る検査前準備を行う。

善に取り組む事になっていることを着目点としておき、以下の項目に係る検査前準備を行う。

(1) 許認可関連文書（設置（又は事業）許可申請書、工事計画認可申請書、技術検討書、系統図、設(1) 許認可関連文書(設置（又は事業）許可申請書、工事計画認可申請書、技術検討書、系統図、設備備の設計図書等）をレビューし、専門検査官から意見を求め、施設に大きな影響を及ぼすおそれがの設計図書等)をレビューし、専門検査官から意見を求め、施設に大きな影響を及ぼすおそれがある

ある地震力に対して安全機能の喪失及びそれに続く公衆への放射線による影響が特に大きい施設を地震力に対して安全機能の喪失及びそれに続く公衆への放射線による影響が特に大きい施設を選

選定する。

定する。

(2) 耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全(2) 耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全機機能を損なわないように、以下の観点で影響が大きい施設又はエリアを選定する。

能を損なわないように、以下の観点で影響が大きい施設又はエリアを選定する。

a.

設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下による影響

a.

設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下による影響

b.

耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響b.

耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響c.

建屋内における下位のクラスの施設の損傷、転倒及び落下等による耐震重要施設への影響

c.

建屋内における下位のクラスの施設の損傷、転倒及び落下等による耐震重要施設への影響

d.

建屋外における下位のクラスの施設の損傷、転倒及び落下等による耐震重要施設への影響

d.

建屋外における下位のクラスの施設の損傷、転倒及び落下等による耐震重要施設への影響(3) 耐震重要施設の周辺斜面について、崩壊のおそれがないことを確認するために、耐震重要施設に影響を及ぼすエリアを選定する。
(4) 事業者の使用前検査、過去の地震発生時の点検記録をレビューして、耐震防護上重要な施設、設備、区画及びエリアの状況を確認する。
4.2 検査実施(3) 耐震重要施設の周辺斜面について、崩壊のおそれがないことを確認するために、耐震重要施設に影響を及ぼすエリアを選定する。

区画及びエリアの状況を確認する。

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記）

4.2 検査実施
検査に当っては、過去の地震発生時の事業者の運転（又は操業）対応にあってはこれまでの不適合合の是正処置状況や改善内容等を、実際の地震発生時の対応にあっては地震対応の緊急時体制が解除の是正処置状況や改善内容等を、実際の地震発生時の対応にあっては地震対応の緊急時体制が解除さされた段階で、整備された体制及び手順に基づき対応していたか等について、関連文書の調査、ウォれた段階で、整備された体制及び手順に基づき対応していたか等について、関連文書の調査、ウォー

ークダウン、インタビュー等によって確認する。

クダウン、インタビュー等によって確認する。

(1) 地震発生時に備えた施設等の波及的影響防止対策(1) 地震発生時に備えた施設等の波及的影響防止対策

施設等の改造等に伴う波及的影響防止対策の評価の他、定期的にレビューされていることを確

記）(4) 事業者の使用前検査、過去の地震発生時の点検記録をレビューして、耐震防護上重要な施設、設備、 記載の適正化（誤検査にあたっては、過去の地震発生時の事業者の運転（又は操業）対応にあってはこれまでの不適a.

記載の適正化（誤a.

施設等の改造等に伴う波及的影響防止対策の評価の他、定期的にレビューされていることを確3- 491 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

認する。
(2) 地震発生時に備えた設備の保管状況認する。
(2) 地震発生時に備えた設備の保管状況

a.

施設等の状況の評価の他、定期的にレビューされていることを確認する。

a.

施設等の状況の評価の他、定期的にレビューされていることを確認する。

b.

選定した施設、設備、区画及びエリアを現場確認によって、健全性が維持されていることを確認する。

b.

選定した施設、設備、区画及びエリアを現場確認によって、健全性が維持されていることを確c.

選定した施設、設備、区画及びエリアについて、事業者の検査、試験、過去の地震発生時の点検記
録を確認し、健全性が維持されていることを確認する。

事業者が体制の整備として、施設、設備等の地震発生時の点検の手順書が整備され、定期的にレビューされていることを確認する。

c.

選定した施設、設備、区画及びエリアについて、事業者の検査、試験、過去の地震発生時の点検記録を確認し、健全性が維持されていることを確認する。

(3) 地震発生時に備えた体制の準備状態
a.

事業者が体制の整備として、施設、設備等の地震発生時の点検の手順書が整備され、定期的に地震発生時の対応要員の力量付与及び維持の状況、参集手順を確認する。

c.

地震に見舞われても選定されたシステム若しくは機器の機能が失われないことを許認可関連b.

地震発生時の対応要員の力量付与及び維持の状況、参集手順を確認する。

文書、技術仕様書、発電所の文書等の資料調査を含めて検証確認する。また、地震発生時に最終c.

地震に見舞われても選定されたシステム若しくは機器の機能が失われないことを許認可関連文的なヒートシンクの運転及び継続的な利用を行うための手順が適切であることを確認する。な書、技術仕様書、発電所の文書等の資料調査を含めて検証確認する。また、地震発生時に最終的

お、確認に際し、保安規定等を参考とする。

なヒートシンクの運転及び継続的な利用を行うための手順が適切であることを確認する。なお、d.

る（ただし、制御機器、表示装置、機器の近接性を考慮すること）。
e.

f.

る（ただし、制御機器、表示装置、機器の近接性を考慮すること）。
e.

f. 運転員を含む地震発生時の対応要員の訓練において、地震発生時に対応するための異常等発生時の手順に基づき、対応要員が適切に対応可能であることを確認する。

(4) 地震発生時における地震観測及び施設等の影響確認状況
a. 地震の影響を受けている状態を対象とする対応策及び是正処置の実施状況を評価し、確認する。
なお、確認に際し、許認可関連文書及び保安規定等を参考とする。

施設等に影響のある地震発生時に、施設又は設備の停止前において想定されていた条件の下で、そのシステム（系統、機器）が停止のために利用可能であったことを確認する。

運転員を含む地震発生時の対応要員の訓練において、地震発生時に対応するための異常等発生時の手順に基づき、対応要員が適切に対応可能であることを確認する。

地震時対策手順に記載されている運転員（当直員等）の行動が、必要なシステム（設備、機器）の即応能力を維持するものであることを確認し、必要な人員配置が規定されていることを確認す

施設等に影響のある地震発生時に、施設又は設備の停止前において想定されていた条件の下で、そのシステム（系統、機器）が停止のために利用可能であったことを確認する。

(4) 地震発生時における地震観測及び施設等の影響確認状況
a.

b. 地震発生時に対処するためのプラントの改造、保守活動（一時的なハザード・バリアの撤去等）、
新たな進化、手順の改訂及び運転員による対応策は気付かないうちに機器の保守管理に影響を記）る。なお、確認に際し、許認可関連文書及び保安規定等を参考とする。
b.

地震発生時に対処するためのプラントの改造、保守活動（一時的なハザード・バリアの撤去等）、
新たな進化、手順の改訂及び運転員による対応策は気付かないうちに機器の保守管理に影響を理していることを確認する。

与える可能性があることから、事業者が発電所の安全な運転に対するそれらの課題を評価・管理していることを確認する。

(5) 上記(1)以外のその他波及的影響の観点の抽出状況(5) 上記(1)以外のその他波及的影響の観点の抽出状況a.

(6) 新たな知見等の収集、反映状況
a. 定期的に新たな知見等の収集、反映状況の評価がされていることを確認する。

記載の適正化（誤地震の影響を受けている状態を対象とする対応策及び是正処置の実施状況を評価し、確認す与える可能性があることから、事業者が発電所の安全な運転に対するそれらの課題を評価・管

a. 定期的に波及的影響の観点の抽出状況の評価がされていることを確認する。

記）

確認に際し、保安規定等を参考とする。

地震時対策手順に記載されている運転員（当直員等）の行動が、必要なシステム（設備、機器）の即応能力を維持するものであることを確認し、必要な人員配置が規定されていることを確認す

記載の適正化（誤レビューされていることを確認する。

b.

d.

記）

認する。

(3) 地震発生時に備えた体制の準備状態
a.

記載の適正化（誤定期的に波及的影響の観点の抽出状況の評価がされていることを確認する。

(6) 新たな知見等の収集、反映状況a.

定期的に新たな知見等の収集、反映状況の評価がされていることを確認する。

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
4- 492 -

記載の適正化（誤記）

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

記）

処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する検査気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

に処理されていることを確認する。
5.

5 参考資料施するために必要な技術的能力に係る審査基準

参考資料(2) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準(3) 基準地震動及び耐震設計方針に係るガイド(3) 基準地震動及び耐震設計方針に係るガイド(4) 基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド(4) 基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド(5) 耐震設計に係る工認審査ガイド(5) 耐震設計に係る工認審査ガイド(6) 設置（変更）許可申請書及びまとめ資料等(6) 設置(変更)許可申請書及びまとめ資料等(7) 核燃料施設等の審査基準、審査ガイド等(7) 核燃料施設等の審査基準、審査ガイド等(8) 消防教科書「防災」平成 29 年３月 （一般財団法人全国消防協会）(8) 消防教科書「防災」平成 29 年 3 月 （一般財団法人全国消防協会）

6.

○改正履歴
改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

施行
○記載の適正化

規則名記）

記載の適正化（誤
改訂履歴

記）

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

（新設）

改正に伴う修正

表1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

記載の適正化（誤するために必要な技術的能力に係る審査基準(2) 実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準

改正

記載の適正化（誤記）(1) 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施(1) 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実

記載の適正化（誤保安のために必要な措置に係る規則条項第 83 条

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電
用原子炉施設研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第 78 条試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第 10 条再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 12 条原子力施設の種別

第 92 条第１項第７号、第15 号及び第 16 号並びに同条第３項第５号、第 14 号
及び第 15 号
第 87 条第１項第７号、第15 号及び第 16 号並びに同条第３項第６号、第 15 号
及び第 16 号
第 15 条第１項第５号、第14 号及び第 15 号並びに同条第２項第５号、第 14 号
及び第 15 号
第 17 条第１項第５号、第14 号及び第 15 号並びに同条第２項第６号、第 16 号
及び第 17 号

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電
用原子炉施設研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第 78 条試験研究用等原子炉施設

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則

第 10 条再処理施設

使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 12 条5- 493 -

規則名

保安のために必要な措置に係る規則条項第 83 条

保安規定記載事項に係る
規則条項

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 7 号,第15 号及び第 16 号並びに同条第 3 項第 5 号,第 14 号及び第 15 号
第 87 条第 1 項第 7 号,第15 号及び第 16 号並びに同条第 3 項第 6 号,第 15 号及び第 16 号
第 15 条第 1 項第 5 号,第14 号及び第 15 号並びに同条第 2 項第 5 号,第 14 号
及び第 15 号
第 17 条第 1 項第 5 号,第14 号及び第 15 号並びに同条第２項第 6 号,第 16 号及び第 17 号

記載の適正化（誤記）

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の４の３

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則

第 32 条廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 30 条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

第 58 条の２

第 17 条の２

第２条 11 の８第８条第１項第５号、第 13号及び第 14 号並びに同条第２項第６号、第 15 号及び第 16 号
第 37 条第１項第５号、第13 号及び第 14 号並びに同条第２項第６号、第 13 号
及び第 14 号
第 34 条第１項第５号、第12 号及び第 13 号並びに同条第２項第６号、第 13 号
及び第 14 号
第 63 条第１項第５号、第12 号及び第 13 号並びに同条第２項第６号、第 13 号
及び第 14 号
第 20 条第１項第５号、第14 号及び第 15 号並びに同条第２項第６号、第 12 号
及び第 13 号
第２条の 12 第１項第４号、第 12 号及び第 13 号並びに同条第２項第５号、第 14 号
及び第 15 号

表２ 関連する技術基準規則条項

加工施設

核燃料物質の加工の事業に関する規則

第７条の 4 の
3

使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の貯蔵の事業に
関する規則

第３２条

廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質
によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第 30 条

第一種廃棄物埋設施設

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

第 58 条の 2

第 17 条の 2

第 2 条 11 の 8

第 8 条第 1 項第 5 号,第 13号及び第 14 号並びに同条
第 2 項第 6 号,第 15 号及び第 16 号
第 37 条第 1 項第 5 号,第13 号及び第 14 号並びに同条第 2 項第 6 号,第 13 号及び第 1４号
第 34 条第 1 項第 5 号,第12 号及び第 13 号並びに同条第 2 項第 6 号,第 13 号及び第 14 号
第 63 条第 1 項第 5 号,第12 号及び第 13 号並びに同条第２項第 6 号,第 13 号及び第 14 号
第 20 条第 1 項第 5 号,第14 号及び第 15 号並びに同条第２項第 6 号,第 12 号及び第 13 号
第 2 条の 12 第 1 項第 4 号,
第 12 号及び第 13 号並びに同条第 2 項第 5 号,第 14 号
及び第 15 号
記載の適正化（誤表2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

原子力施設の種別

記）

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第４条、第５条、第 49 条、第 50 条及び第 54 条

実用発電用原子炉施設

第 4 条、第 5 条、第 49 条、第 50 条及び第 54 条

研究開発段階発電用原子炉施設

第４条、第５条、第 51 条、第 52 条及び第 56 条

研究開発段階発電用原子炉施設

第 4 条、第 5 条、第 51 条、第 52 条及び第 56 条

試験研究用等原子炉施設

第５条及び第６条

試験研究用等原子炉施設

第 5 条及び第 6 条

再処理施設

第５条、第６条、第 32 条、第 33 条及び第 36 条

再処理施設

第 5 条、第 6 条、第 32 条、第 33 条及び第 36 条

加工施設

第５条、第６条、第 26 条、第 27 条及び第 30 条

加工施設

第 5 条、第 6 条、第 26 条、第 27 条及び第 30 条

使用済燃料貯蔵施設

第６条及び第７条

使用済燃料貯蔵施設

第 6 条及び第 7 条

特定廃棄物管理施設

第５条及び第６条

特定廃棄物管理施設

第 5 条及び第 6 条

特定第一種廃棄物埋設施設

第５条及び第６条

特定第一種廃棄物埋設施設

第 5 条及び第 6 条

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第５条及び第６条

使用施設等

第 5 条及び第 6 条

表３ 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

ID
01

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

40

日常

01

検査項目
地震防護

6

- 494 -

記載の適正化（誤
記）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

4

40

日常

02 研開炉

02 研開炉
ID
01

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

40

日常

01

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

4

40

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

03 試験炉03 試験炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

地震防護
１年
２
20
日常
（熱出力500kw以上※１）
02 地震防護１年
１
10
日常（熱出力500kw以上※２）
03 地震防護１年
１５
日常（熱出力500kw未満）※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの

地震防護
日常
1年
2
20
（熱出力500kw以上※１）
02 地震防護日常
1年
110（熱出力500kw以上※２）
03 地震防護日常
1年
15（熱出力500kw未満）※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

01

04 再処理04 再処理
ID
01

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

４

40

日常

01

ID

02

検査項目
地震防護
（MOX加工）地震防護（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

３

25

日常

01

１年

２

20

日常

02

ID

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

ID

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

ID

検査項目
地震防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

検査体制

1年

4

40

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

地震防護（MOX加工）地震防護（ウラン加工）

1年

3

25

日常

1年

2

20

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

地震防護

1年

1

5

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

地震防護

1年

1

5

日常

ID

検査項目
地震防護

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

地震防護

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）
01

合計時間[h]

08 埋設

08 埋設

01

サンプル数

07 管理

07 管理
01

地震防護

検査頻度

06 貯蔵

06 貯蔵

01

検査項目

05 加工

05 加工
01

01

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

検査項目
地震防護

7

- 495 -

基本検査運用ガイド
事象発生時の初動対応（新旧対照表）1- 496 -

（下線部分が改正部分）
改

1

正

後

改

基本検査運用ガイド

事象発生時の初動対応

事象発生時の初動対応（BQ0050_r1）（BQ0050_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

小分類：「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」、

小分類：「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」
、

検査目的

改正理由

改正に伴う修正

記載の適正化（誤記）「公衆に対する放射線安全」及び「従業員に対する放射線安全」
検査分野：
「横断」
2.

検査目的

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。
）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第４３条の３の２２第記）

第43条の３の22第１項で規定している事項（保安のために講ずべき措置）について、事業者から発電用原１項で規定している事項（保安のために講ずべき措置）について、事業者から発電用原子炉施設の運転上子炉施設の運転上の制限を逸脱した等の報告を受けた場合や担当原子力施設にて法令報告等のトラブルの制限を逸脱した等の報告を受けた場合や担当原子力施設にて法令報告等のトラブルが発生した場合、が発生した場合、当該原子力施設における事業者の対応状況を確認する。

当該原子力施設における事業者の対応状況を確認する。

確認要件
3.1 対象3.

確認要件

3.1 対象発電用原子炉施設の運転上の制限の逸脱または設備等の故障やその他の不測の事態等の事象発生時における事業者の対応等について必要に応じて、以下を確認する。

(1) 発生事象の概要、原子力安全への影響、推定原因、該当の保安規定条項 等(1) 発生事象の概要、原子力安全への影響、推定原因、該当の保安規定条項 等(2) 事業者職員（以下「職員」という。
）のパフォーマンス(2) 事業者職員（以下「職員」という。
）のパフォーマンス(3) 事業者の事象報告書等(3) 事業者の事象報告書等

なお、必要に応じて実施される特別検査の計画等に適切な情報を提供することも留意すること。検

なお、必要に応じて実施される特別検査の計画等に適切な情報を提供することも留意すること。検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査体制、頻度及びサンプル数(1) 本ガイドは、発生事象の重要度等に応じて必要な対応を行う場合の参考とする。

(1) 本ガイドは、発生事象の重要度等に応じて必要な対応を行う場合の参考とする。

(2) 検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

(2) 検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

手順
4.1 実施内容(1) 事象の確認等
発生事象の内容、原子力安全への影響、推定原因、該当する保安規定条項等、原子力規制庁の対応

記載の適正化（誤発電用原子炉施設の運転上の制限の逸脱または設備等の故障やその他の不測の事態等の事象発生時 記）における事業者の対応等について必要に応じて、以下を確認する。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

4

監視領域

大分類：
「原子力施設安全」「放射線安全」

検査分野：
「横断」

3

前

基本検査運用ガイド「公衆に対する放射線安全」及び「従業員に対する放射線安全」

2

正

4.

記載の適正化（誤記）

手順

4.1 実施内容(1) 事象の確認等
発生事象の内容、原子力安全への影響、推定原因、該当する保安規定条項等、原子力規制庁の対応
2- 497 -

記載の適正化（誤記）

に必要となる情報の収集。

に必要となる情報の収集。
(2) 職員のパフォーマンス

(2) 職員のパフォーマンス
事象発生時に対応する運転員等のパフォーマンス及び人的過誤が原因となって発生した事象におけ

事象発生時に対応する運転員等のパフォーマンス及び人的過誤が原因となって発生した事象における当時の職員等の活動や環境の確認。

る当時の職員等の活動や環境の確認。
(3) 事業者の事象報告等(3) 事業者の事象報告等
事業者の事象報告の聞き取り又は報告書等の文書による確認。
4.2 問題点の特定と解決に関する確認

事業者の事象報告の聞き取り又は報告書等の文書による確認。
4.2 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処 記）(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

置が適切に講じられていることを検査する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5

検査手引
5.1 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項(1) 原子力検査官（以下「検査官」という。
）の初動対応a． 検査官が自ら発見又は事業者からの報告等を受けた場合には、第１報をできるだけ早く本庁関係処理されていることを確認する。
5.

検査手引

5.1 検査を実施する上での手引及び関連する留意事項(1) 原子力検査官（以下「検査官」という。
）の初動対応
部署に連絡するとともに発生事象の内容、原子力安全への影響、推定原因、該当する保安規定条項

響、該当する保安規定条項等を確認し、本庁への情報提供を行う。

等を確認し、本庁への情報提供を行う。

b． 事象発生現場の確認を行い、必要に応じて写真撮影等により検査官自ら記録を作成する。なお、事b． 事象発生現場の確認を行い、必要に応じて写真撮影等により検査官自ら記録を作成する。なお、事象の内容に応じて現場における火災防護や放射線防護の必要性をあらかじめ確認し、自らの安全

象の内容に応じて現場における火災防護や放射線防護の必要性をあらかじめ確認し、自らの安全確保に最大限の注意を払う。

確保に最大限の注意を払う。
c． 事業者が、緊急時措置レベルの手順書に従い事象を適切に分類し、必要な情報を原子力規制庁、関係自治体、本店等に適時に情報提供したことを確認する。

係自治体、本店等に適時に情報提供したことを確認する。

d． 原子力規制検査を行うため、パフォーマンス劣化や要因に関連する観察を継続的に実施する。

d． 原子力規制検査を行うため、パフォーマンス劣化や要因に関連する観察を継続的に実施する。

e． P&ID、ECWD等の設計図書、制御盤表示、運転ログ、コンピューター・データ、記録計のデータ及び

e． P&ID、ECWD等の設計図書、制御盤表示、運転ログ、コンピューター・データ、記録計のデータ及び職員へのインタビュー等の情報を元に、プラントの状態、機器、職員のパフォーマンス及びプラン

職員へのインタビュー等の情報を元に、プラントの状態、機器、職員のパフォーマンス及びプラン

ト管理についての情報を整理し、原子力規制庁の関係者による評価を支援する。

ト管理についての情報を整理し、原子力規制庁の関係者による評価を支援する。

f． 事業者が開催する会議に陪席するなどして、事業者が事象の問題に適切に対応しているかどうか

f． 事業者が開催する会議に陪席するなどして、事業者が事象の問題に適切に対応しているかどうかを確認する。
(2) 職員のパフォーマンス

記載の適正化（誤a． 検査官が自ら発見又は事業者からの報告等を受けた場合には、第１報をできるだけ早く本庁関係 記）

部署（緊急事案対策室、実用炉監視部門）に連絡するとともに発生事象の内容、原子力安全への影

c． 事業者が、緊急時措置レベルの手順書に従い事象を適切に分類し、必要な情報を原子力規制庁、関記載の適正化（誤を確認する。
(2)

職員のパフォーマンス

ほとんどの場合において、これらの事象は前兆がなく発生するため、検査官は職員のパフォーマン

ほとんどの場合において、これらの事象は前兆がなく発生するため、検査官は職員のパフォーマンスを直接観察することはなく、プラント状態が安定した後に、その出来事と職員の対応を確認する。

スを直接観察することはなく、プラント状態が安定した後に、その出来事と職員の対応を確認する。

a． 職員の過誤が原因の計画外の出来事については、プラント状態が安定した後、運転ログ、プラントa． 職員の過誤が原因の計画外の出来事については、プラント状態が安定した後、運転ログ、プラントのコンピューター・データ、記録計のデータ又はチャートを確認し、職員の対応が適切であったかのコンピューター・データ、記録計のデータ又はチャートを確認し、職員の対応が適切であったかどうかを確認する。

どうかを確認する。

b． あらゆる場合において、職員対応の評価を確認するため、運転ログ、コンピューター・データ、記b． あらゆる場合において、職員対応の評価を確認するため、運転ログ、コンピューター・データ、記録計、手順書及び関連する訓練を確認し、職員の対応が適切だったかどうかを判断する。

録計、手順書及び関連する訓練を確認し、職員の対応が適切だったかどうかを判断する。
3- 498 -

記載の適正化（誤記）

※

附属書 A には、事象期間中に検査官が事業者に及ぼす影響を制限することについてのガイダ※

ンスが記載されている。

ンスが記載されている。

c． 起動・停止中に過渡状況が発生した場合は、起動・停止計画、手順、ブリーフィング、緊急時計画

c． 起動・停止中に過渡状況が発生した場合は、起動・停止計画、手順、ブリーフィング、緊急時計画のために使用した手順を確認し、起動・停止の間に職員がどのように行動したかを確認する。

のために使用した手順を確認し、起動・停止の間に職員がどのように行動したかを確認する。
d． 事業者が適切に職員のパフォーマンスを評価したかどうかを確認する。

d． 事業者が適切に職員のパフォーマンスを評価したかどうかを確認する。

(3) 事業者の事象報告書等(3) 事業者の事象報告書等

記載の適正化（誤a． 事業者の評価が事象を正確に捉えているか、推定原因、人的要因等が検討されているかを確認し、 記）

a． 事業者の評価が事象を正確に捉えているか、推定原因、人的要因等が検討されているかを確認し、検査官の意見、気付事項等を本庁関係部署（実用炉監視部門）に提供する。

検査官の意見、気付事項等を本庁関係部署に提供する。
5.2 検査を実施する際の注意事項

5.2 検査を実施する際の注意事項

6

附属書Ａには、事象期間中に検査官が事業者に及ぼす影響を制限することについてのガイダ

記載の適正化（誤a． 緊急時の対応となるため、職員や協力企業作業員等の活動を阻害する行為、特に聞き取り調査等

a． 緊急時の対応となるため、職員や協力企業作業員等の活動を阻害する行為、特に聞き取り調査等には十分配慮する必要がある。基本的には、事態が収束した後に振り返って聞き取り確認をするには十分配慮する必要がある。基本的には、事態が収束した後に振り返って聞き取り確認をする方が望ましい。

方が望ましい。

b． 本庁での評価、検討と平行して、検査官は事象の内容に応じた検査運用ガイドを選定し、施設管

b． 本庁での評価、検討と平行して、検査官は事象の内容に応じた検査運用ガイドを選定し、施設管

理、運転管理、防災・非常時対応、放射線管理、横断分野に関する規制検査を計画し実施する。

理、運転管理、防災・非常時対応、放射線管理、横断分野に関する規制検査を計画し実施する。

なお、事象に応じて本庁の専門家を含めたチーム検査を計画しても良い。

なお、事象に応じて本庁の専門家を含めたチーム検査を計画しても良い。
6.

参考資料

参考資料

記載の適正化（誤6.1 法令、基準等

6.1 法令、基準等

記）(1) 実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(1) 実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(2) 設置変更許可申請書(2) 設置変更許可申請書(3) 原子炉施設保安規定(3) 原子炉施設保安規定

7.

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

施行
○記載の適正化記）

改訂履歴

記載の適正化（誤

改訂.

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

記）

施行
改正に伴う修正（新設）

表1：関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設
研究開発段階発電
用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のために必要な措置に係る規則条項第 87 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第 19 号

第 82 条第６号

第 87 条第１項第 19 号

原子力施設の種別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉施設

4- 499 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 87 条
第 82 条第 6 号

記載の適正化（誤記）

附属書 A

附属書Ａ

記載の適正化（誤記）

事象期間中の検査官による影響の制限
I 制御室内及び現場での検査官の行動
検査官は、事象に対する原子力規制庁の対応を決定するのに必要なプラント状況の評価をするために、十事象期間中の検査官による影響の制限
I. 制御室内及び現場での検査官の行動

検査官は、事象に対する原子力規制庁の対応を決定するのに必要なプラント状況の評価をするために、十 記）

分な検査を実施しなければならない。この評価の基盤を形成する活動には、情報精度の検証、制御盤のウォ分な検査を実施しなければならない。この評価の基盤を形成する活動には、独自の測定、情報精度の検証、ークダウン（信号表示機器、プロセス・パラメータ、操作器の位置、およびその他の計装の観察）、又は進制御盤のウォークダウン（信号表示機器、プロセス・パラメータ、操作器の位置、およびその他の計装の観行中の活動をしている職員のパフォーマンスの評価等が含まれる。

察）、又は進行中の活動をしている職員のパフォーマンスの評価等が含まれる。

検査官には、事業者にできるだけ影響を及ぼさないように監視と評価を行うこと、同時に、検査官の評価

検査官には、事業者にできるだけ影響を及ぼさないように監視と評価を行うこと、同時に、検査官の評価が適時で正確であることを確実にすることが求められる。プラント事象期間中は、適時かつ独立した検査官が適時で正確であることを確実にすることが求められる。プラント事象期間中は、適時かつ独立した検査官の評価は重要である。ただし、職員との連携の度合いは、進行中の制御室の活動を考慮しなければならな の評価は重要である。ただし、職員との連携の度合いは、進行中の制御室の活動を考慮しなければならない。検査官は、必要な情報を取得することと、事業者の対応活動に立ち入らないこととのバランスをとる判い。検査官は、必要な情報を取得することと、事業者の対応活動に立ち入らないこととのバランスをとる判断をしなければならない。適切なバランスには、事象の重要度、事象の複雑性、時間の制約、および連携可断をしなければならない。適切なバランスには、事象の重要度、事象の複雑性、時間の制約、および連携可

能な職員などさまざまな要因が関与する。

能な職員などさまざまな要因が関与する。

以下のガイダンスは、事象発生現場若しくは制御室内での検査官の行動に一貫性を持たせるためのものである。
このガイダンスは、異常事象がプラントで発生した状況で使用することを目的としている。
検査官は、制御室内で状況を観察するための注意点、職員の作業を妨害しないといったガイダンスをあらゆ

記載の適正化（誤以下のガイダンスは、事象発生現場若しくは制御室内での検査官の行動に一貫性を持たせるためのものである。
このガイダンスは、異常事象がプラントで発生した状況で使用することを目的としている。
検査官は、制御室内で状況を観察するための注意点、職員の作業を妨害しないといったガイダンスをあらゆる緊急時に適用しなければならない。このガイダンスは主に事象対応に関するものであるが、一部の項目 る緊急時に適用しなければならない。このガイダンスは主に事象対応に関するものであるが、一部の項目
は、正常時に制御室の内外で職員と検査官との連携に適用可能である。
a. 事象の対応に当たっては、統括運転検査官が現場で活動する全ての検査官の責任者となる。

は、正常時に制御室の内外で職員と検査官との連携に適用可能である。
a. 事象の対応に当たっては、統括運転検査官が現場で活動する全ての検査官の責任者となる。

b. 制御室内の検査官の人数は、当該期間の確認等を実施するのに必要な最低人数であるのがよい。

b. 制御室内の検査官の人数は、当該期間の確認等を実施するのに必要な最低人数であるのがよい。

c. 検査官は、制限されたエリア等への立ち入りに関する事業者が制定した管理方針を守らなければならないが、検査を行う上で制限エリアへの立ち入り許可を制御室の当直課長又は運転員に求める必要がある場合がある。このような立ち入りが拒否される場合、検査官は事業者の管理者等上位職者へ立ち入り許可を求めるとともに、安全規制管理官に状況を連絡するのがよい。

c. 検査官は、制限されたエリア等への立ち入りに関する事業者が制定した管理方針を守らなければならないが、検査を行う上で制限エリアへの立ち入り許可を制御室の当直課長又は運転員に求める必要がある場合がある。このような立ち入りが拒否される場合、検査官は事業者の管理者等上位職者へ立ち入り許可を求めるとともに、安全規制管理官に状況を連絡するのがよい。

また、検査官は制限エリアを除き予告なく立ち入るということを事業者と認識共有しておくのがよい。

また、検査官は制限エリアを除き予告なく立ち入るということを事業者と認識共有しておくのがよい。

d. 制御室内で進行中の活動を観察している間、検査官は運転員の邪魔にならない位置にいて、計測器または指示計器の視野を遮らないように配慮しつつ、制御室全体を見渡せる位置であるのがよい。制限されたエリア外の許可された位置にいなければならない。重要なパラメーターを検証するには、適切な安定した時間において、制限されたエリア内での短時間の立入許可を運転員に求める必要がある。

d. 制御室内で進行中の活動を観察している間、検査官は運転員の邪魔にならない位置にいて、計測器または指示計器の視野を遮らないように配慮しつつ、制御室全体を見渡せる位置であるのがよい。制限されたエリア外の許可された位置にいなければならない。重要なパラメーターを検証するには、適切な安定した時間において、制限されたエリア内での短時間の立入許可を運転員に求める必要がある。

e. 検査官は、運転員がある事象に対応中、又は、自らの任務に注意を集中しなければならない場合に、その行為を中断させたり、質問をしたりしてはならない。また、検査官は、運転員同士の会話や運転員とその管理者との会話に口を挟んだり、会話を遮ったり、妨げたりしてはならない。

e. 検査官は、運転員がある事象に対応中、又は、自らの任務に注意を集中しなければならない場合に、その行為を中断させたり、質問をしたりしてはならない。また、検査官は、運転員同士の会話や運転員とその管理者との会話に口を挟んだり、会話を遮ったり、妨げたりしてはならない。

f. 検査官が緊急に対処の必要なプラントの問題又は運転員の安全についての重大な問題又は質問を特定した場合、検査官は、進行中の運転員の措置を中断しない時間に、それを迅速かつ穏やかに事業者と協議するのがよい。この協議は、発電部門の管理者又は緊急時対応管理者と行うのがよい。ただし、運転員の措置によって職員又はプラントが危険にさらされる恐れがあると検査官が感じた場合は、運転員

f. 検査官が緊急に対処の必要なプラントの問題又は運転員の安全についての重大な問題又は質問を特定した場合、検査官は、進行中の運転員の措置を中断しない時間に、それを迅速かつ穏やかに事業者と協議するのがよい。この協議は、発電部門の管理者又は緊急時対応管理者と行うのがよい。ただし、運転員の措置によって職員又はプラントが危険にさらされる恐れがあると検査官が感じた場合は、運転員
5- 500 -

の活動を速やかに中断させる方が適切な場合がある。検査官は、緊急性のない質問についてはもっと適切な時間になるまで控えるのがよい。

の活動を速やかに中断させる方が適切な場合がある。検査官は、緊急性のない質問についてはもっと適切な時間になるまで控えるのがよい。

g. オフサイト組織と連絡をとる検査官は、通常は制御室の外でそれを行うのがよい。緊急時対策所 TSC（Technical Support Center）内の原子力規制庁の電話、又は事業者の同意を得た制御室外のその他の電話により連絡は可能である。事業者が電話の使用に同意し、かつ通話が制御室の活動を妨害しないのであれば、制御室内から電話をかけることも許容される。

g. オフサイト組織と連絡をとる検査官は、通常は制御室の外でそれを行うのがよい。緊急時対策所 TSC（Technical Support Center）内の原子力規制庁の電話、又は事業者の同意を得た制御室外のその他の電話により連絡は可能である。事業者が電話の使用に同意し、かつ通話が制御室の活動を妨害しないのであれば、制御室内から電話をかけることも許容される。

h. 原子力規制庁には当局としての役割があるため、事業者は検査官の言葉を規制上の指示として解釈する

h. 原子力規制庁には当局としての役割があるため、事業者は検査官の言葉を規制上の指示として解釈することがある。そのため事象対応期間中は検査官と事業者間のオープンで、明確かつ直接的な対話が特にことがある。そのため事象対応期間中は検査官と事業者間のオープンで、明確かつ直接的な対話が特に重要である。

重要である。

表２ 検査要件まとめ表

表 2 検査要件まとめ表

01 実用炉01 実用炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

ID

記載の適正化（誤検査項目

01 事象発生時の初動対応

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

02 研開炉ID

02 研開炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

検査項目

01 事象発生時の初動対応
03 試験炉ID

検査項目

01 事象発生時の初動対応

03 試験炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

04 再処理ID

検査項目

01 事象発生時の初動対応
04 再処理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

05 加工

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

ID

検査項目

01 事象発生時の初動対応

05 加工

06 貯蔵

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

ID

検査項目

01 事象発生時の初動対応
07 管理

ID

06 貯蔵

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

検査項目

01 事象発生時の初動対応
08 埋設

ID

検査項目
6

- 501 -記）

01 事象発生時の初動対応

07 管理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

検査項目

01 事象発生時の初動対応
08 埋設

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

09 使用（政令該当）

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

事象発生時の初動対
応

事象発生時

任意

任意

日常

任意

任意

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

事象発生時

任意

任意

日常

09 使用（政令該当）

ID

ID

事象発生時

7

- 502 -

基本検査運用ガイド
非該当使用者等（新旧対照表）1- 503 -

（下線部分が改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

非該当使用者等

非該当使用者等（BZ2010_r1）（BZ2010_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1 監視領域

1. 監視領域

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

小分類：「閉じ込めの維持」「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

小分類：「閉じ込めの維持」「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」

検査分野：「施設管理」「運転管理」「放射線管理」「防災・非常時対応」

検査分野：「施設管理」「運転管理」「放射線管理」「防災・非常時対応」

2 検査目的
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号。以下「法」という。
）

2. 検査目的

改正理由

改正に伴う変更

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第61条の2の2に基づき、 記）

第61条の２の２の規定に基づき、法第52条第１項の許可を受けた者のうち法施行令（以下「令」という。
）

法第52条第1項の許可を受けた者のうち法施行令（以下「令」という。
）第41条各号に該当する核燃料物質

第41条各号に該当する核燃料物質を使用しない者（以下「非該当使用者」という。
）に対して、法第61条のを使用しない者（以下「非該当使用者」という。
）に対して、法第61条の2の2第1項4号ロに規定されている２の２第１項第４号ロに規定されている事項（保安のために必要な措置）に係る実施状況を確認する。法事項(保安のために必要な措置)に係る実施状況を確認する。法第５７条の５第２項の認可を受けている事

第57条の５第２項の認可を受けている事業者に対しては、法第61条の２の２第１項第３号ハで規定されて業者に対しては、法第６１条の２の２第１項３号ハで規定されている事項（廃止措置計画）の実施状況をいる事項（廃止措置計画）の実施状況を確認する。

確認する。

また、法第57条の７第１項の規定に基づき核原料物質の使用の届出をした者（以下「核原料物質使用者」

また、法第57条の7第1項の規定に基づき核原料物質の使用の届出をした者（以下「核原料物質使用者」という。
）に対して、法第61条の２の２第１項第２号ロに規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係という。）に対して、法第61条の2の2第1項第2号ロに規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係る実る実施状況を確認する。

施状況を確認する。

これらの確認対象とする非該当使用者の保安のために必要な措置（品質管理、管理区域への立入制限等、

これらの確認対象とする非該当使用者の保安のために必要な措置（品質管理、管理区域への立入制限等、線量等に関する措置、放射性物質による汚染の状況等の測定、使用施設等の施設管理、非該当使用者の設線量等に関する措置、放射性物質による汚染の状況等の測定、使用施設等の施設管理、非該当使用者の設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置、核燃料物質の使用、工場又は事業所内において行われ計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置、核燃料物質の使用、工場又は事業所内において行われる運搬、貯蔵施設における貯蔵並びに工場又は事業所において行われる廃棄）については、関連する検査

る運搬、貯蔵施設における貯蔵並びに工場又は事業所において行われる廃棄）については、関連する検査

運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

3 検査要件3. 検査要件

記載の適正化（誤3.1 検査対象

3.1 検査対象記）

核燃料物質又は核原料物質（以下「核燃料物質等」という。
）の使用の場所に係る事務所又は工場若し

核燃料物質又は核原料物質（以下「核燃料物質等」という。）の使用の場所に係る事務所又は工場若し

くは事業所（以下「検査対象施設」という。
）に立ち入り、次の項目について関係者へ質問及び帳簿、書くは事業所（以下「検査対象施設」という。
）に立ち入り、次の項目について関係者へ質問及び帳簿、書類その他必要な物件を検査することにより行う。検査対象施設の選定に当たっては、核燃料物質等の使類その他必要な物件を検査することにより行う。検査対象施設の選定に当たっては、核燃料物質等の使用及びこれまでの検査結果等の最新状況を勘案する。

用及びこれまでの検査結果等の最新状況を勘案する。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数(1) 検査の頻度

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数(1) 検査の頻度
2- 504 -

記載の適正化（誤記）

検査対象施設は、核燃料物質等の使用の方法やこれまでの検査結果を考慮しつつ、約10年に１回の検査対象施設は、核燃料物質等の使用の方法やこれまでの検査結果を考慮しつつ、約10年に1回の頻度で実施することとし、年度ごとに計画を策定する。また、廃止措置の終了に関する事項について

頻度で実施することとし、年度ごとに計画を策定する。また、廃止措置に関する事項については、廃は、廃止措置の終了の確認の申請があった場合に計画を策定する。

止措置確認申請があった場合に計画を策定する。

(2) 所要時間(2) 所要時間

検査の所要時間については、１施設当たり３時間程度を目安とし、本庁及び原子力規制事務所の検検査の所要時間については、１施設当たり3時間程度を目安とし、本庁及び原子力規制事務所の検査官が協力し、日常検査として実施する。廃止措置の終了の確認に関する事項については、１日程度査官が協力し、日常検査として実施する。廃止措置に関する事項については、１日程度を目安とし、を目安とし、チーム検査として実施する。

チーム検査として実施する。

4 検査手順4. 検査手順

記載の適正化（誤4.1 検査前準備

4.1 検査前準備記）(1)法令に記載された核燃料物質等の使用に関する事項を確認する。確認事項の具体例としては、核燃(1) 法令に記載された核燃料物質等の使用に関する事項を確認する。確認事項の具体例としては、核燃

料物質の使用許可申請書、核原料物質の使用の届出に係る文書等が挙げられる。また、これまでの料物質の使用許可申請書、核原料物質の使用の届出に係る文書等が挙げられる。また、これまでの検査

検査対象施設の検査実績の内容を確認する。

対象施設の検査実績の内容を確認する。

(2) 検査対象施設とした核燃料物質の使用等に係る施設管理の最新情報等を事前に入手しておく。
4.2 検査実施(1) 検査項目(2) 検査対象施設とした核燃料物質の使用等に係る施設管理の最新情報等を事前に入手しておく。
4.2 検査実施(1) 検査項目

非該当使用者に対しては、法第61条の２の２第１項第４号ロに規定されている事項(保安のために非該当使用者に対しては、法第61条の2の2第1項4号ロに規定されている事項(保安のために必要な必要な措置)に係る実施状況を、核原料物質使用者に対しては、法第61条の２の２第１項第２号ロに措置)に係る実施状況を、核原料物質使用者に対しては、法第61条の2の2第1項第2号ロに規定されて規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係る実施状況を重視して確認する。

いる事項（技術上の基準の遵守）に係る実施状況を重視して確認する。

別紙１「非該当使用者に係る項目」

別紙1「非該当使用者に係る項目」

別紙２「核原料物質使用者に係る項目」

別紙2「核原料物質使用者に係る項目」

別紙３「廃止措置の終了の確認に係る項目」

別紙3「廃止措置計画に係る項目」(2) 検査実施手順
a. 現場確認前の聴取(2) 検査実施手順
a. 現場確認前の聴取

現場確認の前に、現状の施設の運用状況及び保安に関する事項（許可事項、規則に基づく要求事項

現場確認の前に、現状の施設の運用状況及び保安に関する事項（許可事項、規則に基づく要求事項（施設管理（設計想定事象含む）、直近の施設運転状況等）、検査対象施設の保安活動の状況等につい（施設管理（設計想定事象含む）、直近の施設運転状況等）、検査対象施設の保安活動の状況等について事前に聴取を行う。

て事前に聴取を行う。

b. 現場確認b. 現場確認

現場確認においては、主に検査対象施設の日常の保安活動により安全が確保されているか、及び法現場確認においては、主に検査対象施設の日常の保安活動により安全が確保されているか、及び法令要求、許可事項等に適合しているかという２つの観点で、以下の状況について現場を確認する。

令要求、許可事項等に適合しているかという２つの観点で、以下の状況について現場を確認する。

(a)使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設並びに設備の整理・整頓状況(a)使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設並びに設備の整理・整頓状況(b)管理区域の入退域に係る従事者等の行動等（特に、退域時における汚染検査、作業着及び防護具(b)管理区域の入退域に係る従事者等の行動等（特に、退域時における汚染検査、作業着及び防護具の着脱、汚染検査装置、除染器具等の配置等）の着脱、汚染検査装置、除染器具等の配置等）(c)フード、グローブボックス等周りの養生状態及び内部の状況（核燃料物質及び核燃料物質で汚染(c)フード、グローブボックス等周りの養生状態及び内部の状況（核燃料物質及び核燃料物質で汚染されたもの又は核原料物質及び核原料物質で汚染されたものを放置していないか、不適切な取扱されたもの又は核原料物質及び核原料物質で汚染されたものを放置していないか、不適切な取扱いの痕跡がないか等）いの痕跡がないか等）

c. 現場確認を踏まえた書類確認

c. 現場確認を踏まえた書類確認

現場確認後に、改めて検査対象施設の許可事項への適合性及び保安活動の状況を確認する。
(3) 検査実施手順
検査担当職員は、検査気付き事項が確認された場合、使用者等と事実関係について認識共有を行

現場確認後に、改めて検査対象施設の許可事項への適合性及び保安活動の状況を確認する。
(3) 検査実施手順
検査担当職員は、検査気付き事項が確認された場合、使用者等と事実関係について認識共有を行3- 505 -

記載の適正化（誤記）

った上で、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき、当該検査気付き

った上で、「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき、当該検査気付き事項が指事項が指摘事項あるいは軽微となるのかの判断を行い、使用者等へ通知する。

摘事項あるいは軽微となるのかの判断を行い、使用者等へ通知する。

また、意図的な不正行為や原子力規制委員会の規制監視機能遂行に影響を与える行為を含む法令

また、意図的な不正行為や原子力規制委員会の規制監視機能遂行に影響を与える行為を含む法令違反等が確認された場合は、「GI0004 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、違反等が確認された場合は、「原子力規制検査における規制対応措置ガイド」に基づき、事案の深刻

事案の深刻度の評価及び処置の検討を行う。

度の評価及び処置の検討を行う。

(4) 報告書への記載(4) 報告書への記載

検査担当職員は、法第61条の２の２第２項及び原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力検査担当職員は、法第61条の2の2第2項及び原子力規制検査等に関する規則第3条第1項に基づく検規制委員会規則第１号）第３条第１項に基づく検査の結果を取りまとめ、報告書を作成する。なお、査の結果を取りまとめ、報告書を作成する。なお、検査気付き事項のうち指摘事項と判断したものに検査気付き事項のうち指摘事項と判断したものについては、当該報告書にその内容を記載する。

ついては、当該報告書にその内容を記載する。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が巡視等で確認した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5 検査手引
現場確認及び現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点を以下に示す。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処記）

置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が巡視等で確認した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5. 検査手引
現場確認及び現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点を以下に示す。

（現場確認時の着眼点）（現場確認時の着眼点）(1) 管理区域への出入管理に関する管理状況を確認する。

(1) 管理区域への出入管理に関する管理状況を確認する。

a. 管理区域への入域前に注意事項の説明を受けたか。

a. 管理区域への入域前に注意事項の説明を受けたか。

b. 入退域手続きが適切か。

b. 入退域手続きが適切か。

c. 管理区域への入域時に、防護装備（専用の作業衣、作業靴等）、個人線量計等の着用を求められた

c. 管理区域への入域時に、防護装備（専用の作業衣、作業靴等）、個人線量計等の着用を求められたか。

か。

d. 管理区域入口に注意事項等が掲示されているか。

d. 管理区域入口に注意事項等が掲示されているか。

e. 放射線監視盤にて、排気モニタ、ダストモニタ等の記録が取られているか。

e. 放射線監視盤にて、排気モニタ、ダストモニタ等の記録が取られているか。

f. 管理区域からの退域時に、検査担当職員自身の汚染検査が実施されたか。

f. 管理区域からの退域時に、検査担当職員自身の汚染検査が実施されたか。

g. 管理区域からの退域時に、持ち込み物品（書類、カメラ等）の汚染検査が実施されたか。

g. 管理区域からの退域時に、持ち込み物品（チェックシート、カメラ等）の汚染検査が実施されたか。

(2) 施設の管理状況を確認する。

(2) 施設の管理状況を確認する。

a. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の設備等が許可申請書通りに施設されていること（無許可で設a. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の設備等が許可申請書通りに施設されていること（無許可で設備等の改造、廃棄をしていないこと）、及び許可申請書に記載されていない設備等で核燃料物質等が備等の改造、廃棄をしていないこと）、及び許可申請書に記載されていない設備等で核燃料物質等が使われていないか。

使われていないか。

b. 施設及び機器の巡視及び点検は実施されているか（点検内容、頻度、記録等）。

b. 施設及び機器の巡視及び点検は実施されているか（点検内容、頻度、記録等）。

(3) 核燃料物質等の取扱い状況を確認する。

記載の適正化（誤(3) 核燃料物質等の取扱い状況を確認する。

a. 作業エリアは整理・整頓されているか（設備内に核燃料物質等が放置されていないか）。

a. 作業エリアは整理・整頓されているか（設備内に核燃料物質等が放置されていないか）。

b. 作業者が必要とされる装備をしているか。

b. 作業者が必要とされる装備をしているか。

c. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

c. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

d. 部屋又は設備での制限値（核燃料物質の種類、取扱い可能量）に係る表示があり、その範囲内でd. 部屋又は設備での制限値（核燃料物質の種類、取扱い可能量）に係る表示があり、その範囲内で取り扱われているか。

取り扱われているか。

e. 保管廃棄施設で保管廃棄する前の廃棄物の管理状況（金属製容器への収納、分別等）。

e. 保管廃棄施設で保管廃棄する前の廃棄物の管理状況（金属製容器への収納、分別等）。
4- 506 -

記載の適正化（誤記）

(4) 核燃料物質等の貯蔵状況を確認する。

(4) 核燃料物質等の貯蔵状況を確認する。

a. 貯蔵庫が適切に施錠管理されているか。

a. 貯蔵庫が適切に施錠管理されているか。

b. 貯蔵に係る注意事項が掲示されているか。

b. 貯蔵に係る注意事項が掲示されているか。

c. 貯蔵エリアは整理・整頓されているか（危険物等が近くにないこと）。

c. 貯蔵エリアは整理・整頓されているか（危険物等が近くにないこと）。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

f. 部屋又は設備での取扱制限値（核燃料物質の種類、取扱可能量）に係る表示があり、その範囲内

f. 部屋又は設備での取扱制限値（核燃料物質の種類、取扱可能量）に係る表示があり、その範囲内で管理されているか。

で管理されているか。

g. 核燃料物質等の持出及び返却を記録しているか。

g. 核燃料物質等の持出及び返却を記録しているか。

(5) 放射性廃棄物の管理状況を確認する。

(5) 放射性廃棄物の管理状況を確認する。

a. 保管廃棄施設が適切に施錠管理されているか。

a. 保管廃棄施設が適切に施錠管理されているか。

b. 保管廃棄に係る注意事項が掲示されているか。

b. 保管廃棄に係る注意事項が掲示されているか。

c. 作業エリアは整理・整頓されているか。

c. 作業エリアは整理・整頓されているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

f. 保管廃棄施設での管理は適正か（最大貯蔵可能容量に対する在庫量、今後の発生見込み等は把握

f. 保管廃棄施設での管理は適正か（最大貯蔵可能容量に対する在庫量、今後の発生見込み等は把握しているか）。

しているか）。

g. ドラム缶等について規則で定められた記録があるか。

g. ドラム缶等について規則で定められた記録があるか。

(6) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

(6) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

a. 管理区域境界は、壁、柵等の区画物により区画されているか。また、標識が設けられているか。

a. 管理区域境界は、壁、柵等の区画物により区画されているか。また、標識が設けられているか。

b. 周辺監視区域は、人の居住を禁止しているか。また柵又は標識により業務上立ち入る者以外の立

b. 周辺監視区域は、人の居住を禁止しているか。また柵又は標識により業務上立ち入る者以外の立入りを制限しているか。

入りを制限しているか。

（現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点）（現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点）(1) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

(1) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

a. 許可申請書等の図面と現場で確認した設備を照合する。

a. 許可申請書等の図面と現場で確認した設備を照合する。

b. 使用状況が、許可申請書等の目的に適合していることを、聴取及び帳簿や書類等の物件で確認すb. 使用状況が、許可申請書等の目的に適合していることを、聴取及び帳簿や書類等の物件で確認する。

る。

c. 基準に合致していることを確認する。

c. 基準に合致していることを確認する。

(a)閉じ込めの機能(a)閉じ込めの機能

(b)遮蔽

(b)遮蔽

(c)火災等による損傷の防止(c)火災等による損傷の防止(d)立ち入りの防止(d)立ち入りの防止(e)自然現象による影響の考慮(e)自然現象による影響の考慮(f)貯蔵施設(f)貯蔵施設(g)廃棄施設(g)廃棄施設(h)汚染を検査するための設備(h)汚染を検査するための設備(2) 規則で要求されている記録が、記録すべき頻度で記録され、定められた期間保存されていることに(2) 規則で要求されている記録が、記録すべき頻度で記録され、定められた期間保存されていることについて、主に以下の事項を確認する。

ついて、主に以下の事項を確認する。

a. 放射線管理記録

a. 放射線管理記録(a)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濃(a)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濃度

度5- 507 -

(b)管理区域及び周辺監視区域境界における線量当量率(b)管理区域及び周辺監視区域境界における線量当量率(c)放射線業務従事者の被ばく線量(c)放射線業務従事者の被ばく線量(d)放射線業務従事者が当該業務に就く日の属する年度における当該日以前の放射線作業の経歴及(d)放射線業務従事者が当該業務に就く日の属する年度における当該日以前の放射線作業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履歴

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履歴(e)工場又は事業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(e)工場又は事業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日時及び経路

種類並びにその運搬の日時及び経路

b. 保安に係る教育記録

b. 保安に係る教育記録(a)保安に係る教育の実施計画(a)保安に係る教育の実施計画(b)保安に係る教育の実施日時及び項目(b)保安に係る教育の実施日時及び項目(c)保安に係る教育を受けた者の氏名(c)保安に係る教育を受けた者の氏名

c. 品質管理規則に関する記録

c. 品質管理規則に関する記録(a)保安に係る計画、実施、評価及び改善に関する実績(a)保安に係る計画、実施、評価及び改善に関する実績

6 参考資料

6. 参考資料

記載の適正化（誤6.1 法令、基準等

6.1 法令、基準等

記）(1) 使用許可申請書、届出等(1) 使用許可申請書、届出等(2) 使用施設等に係る廃止措置計画申請書(2) 使用施設等に係る廃止措置計画申請書
6.2 技術資料等

6.2 技術資料等記載の適正化（誤記）〇改正履歴

7. 改訂履歴

改正

改正日

0

2020/04/01

改正の概要

備考

施行

記載の適正化（誤

改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

記）

施行

（新設）

改正に伴う変更

表１：核燃料物質の使用等に関する規則の規定条項

表1：核燃料物質の使用等に関する規則の規定条項

記載の適正化（誤第２条の11の３

品質マネジメントシステム

第2条の11の3

品質マネジメントシステム

記）

第２条の11の４

管理区域への立入制限等

第2条の11の4

管理区域への立入制限等

第２条の11の５

線量等に関する措置

第2条の11の5

線量等に関する措置

第２条の11の６放射性物質による汚染の状況等の測定

第2条の11の6放射性物質による汚染の状況等の測定

第２条の11の７

使用施設等の施設管理

第2条の11の7

使用施設等の施設管理

第２条の11の８設計想定事象又は多量の放射性物質等を放出する事故に係る使用第2条の11の8設計想定事象又は多量の放射性物質等を放出する事故に係る使用

１

記載の適正化施設等の保全に関する措置

施設等の保全に関する措置
第２条の11の９

核燃料物質の使用

第2条の11の9

核燃料物質の使用

第２条の11の10

工場又は事業所において行われる運搬第2条の11の10

工場又は事業所において行われる運搬第２条の11の11

貯蔵第2条の11の11

貯蔵第２条の11の12

工場又は事業所において行われる廃棄第2条の11の12

工場又は事業所において行われる廃棄第６条の７

廃止措置の終了の確認の基準

第6条の7

廃止措置の終了の確認の基準

6- 508 -

表２：核原料物質の使用に関する規則の規定条項

表2：核原料物質の使用に関する規則の規定条項

記載の適正化（誤

第２条

第2条

記）

技術上の基準

技術上の基準別紙 1

別紙 1

非該当使用者に係る項目

非該当使用者に係る項目

以下に示す「法」とは、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」をいい、「規則」とは、 以下に示す「法」とは、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」をいい、「規則」とは、「核燃料物質の使用等に関する規則」をいう。

「核燃料物質の使用等に関する規則」をいう。

1. 核燃料物質使用の基準に従って講じる保安のための必要な措置の状況

1. 核燃料物質使用の基準に従って講じる保安のための必要な措置の状況(1)品質マネジメントシステムに関すること(1)品質マネジメントシステムに関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の３］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 3］(2)管理区域への立入制限等に関すること(2)管理区域への立入制限等に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の４］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 4］

(3)線量等に関する措置に関すること(3)線量等に関する措置に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の５］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 5］

(4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること(4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の６］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 6］(5)使用施設等の施設管理に関すること(5)使用施設等の施設管理に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の７］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 7］(6)設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置に関すること(6)設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の８］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 8］(7)核燃料物質の使用に関すること(7)核燃料物質の使用に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の９］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 9］(8)工場又は事業所において行われる運搬に関すること(8)工場又は事業所において行われる運搬に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 10］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 10］(9)貯蔵に関すること(9)貯蔵に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 11］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 11］(10)工場又は事業所において行われる廃棄に関すること(10)工場又は事業所において行われる廃棄に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 12］［法第 56 条の 3 第 1 項及び規則第 2 条の 11 の 12］

2. その他保安のために必要な事項

2. その他保安のために必要な事項
7- 509 -

(1)核燃料物質使用許可申請書等との整合(1)核燃料物質使用許可申請書等との整合

a. 予定使用期間及び年間予定使用量

a. 予定使用期間及び年間予定使用量

b. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等

b. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等(2)核燃料物質使用に関する記録の管理状況(2)核燃料物質使用に関する記録の管理状況(3)譲渡し及び譲受けの制限に関すること(3)譲渡し及び譲受けの制限に関すること

別紙 2

別紙 2

核原料物質使用者に係る項目

核原料物質使用者に係る項目

以下に示す「法」とは、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」をいい、「原料使用規則」 以下に示す「法」とは、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」をいい、「原料使用規則」とは、「核原料物質の使用に関する規則」をいう。

とは、「核原料物質の使用に関する規則」をいう。

1. 核原料物質使用に関する技術上の基準

1. 核原料物質使用に関する技術上の基準[原料使用規則第２条](1)使用及び使用上の注意事項について[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第２条第１号及び第２号](2)管理区域、周辺監視区域への立入制限等に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第２条第３号及び第４号](3)線量等に関する措置に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第２条第５号、第６号、第７号](4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること[原料使用規則第 2 条]
(1)使用及び使用上の注意事項について[法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 2 条第 1 号及び第 2 号]
(2)管理区域、周辺監視区域への立入制限等に関すること[法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 2 条第 3 号及び第 4 号]
(3)線量等に関する措置に関すること[法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 2 条第 5 号、第 6 号、第 7 号]
(4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第２条第８号、第９号][法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 2 条第 8 号、第 9 号]

(5)換気設備、放射線測定器及び非常用設備の維持管理に関すること(5)換気設備、放射線測定器及び非常用設備の維持管理に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第２条第 10 号](6)核原料物質の廃棄に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第 11 号及び 11 の２号]
(7)核原料物質の運搬に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第 12 号](8)核原料物質の貯蔵に関すること[法第 57 条の７第４項及び原料使用規則第 13 号][法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 2 条第 10 号](6)核原料物質の廃棄に関すること[法第 57 条の 7 第４項及び原料使用規則第 11 号及び 11 の 2 号]
(7)核原料物質の運搬に関すること[法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 12 号](8)核原料物質の貯蔵に関すること[法第 57 条の 7 第 4 項及び原料使用規則第 13 号]

2. その他保安のために必要な事項

2. その他保安のために必要な事項(1)核原料物質使用届等との整合(1)核原料物質使用届等との整合

a.予定使用期間及び年間予定使用量並びに核原料物質在庫報告

a.予定使用期間及び年間予定使用量並びに核原料物質在庫報告

b.使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等

b.使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等

c.核原料物質の譲渡及び譲受の状況

c.核原料物質の譲渡及び譲受の状況(2)核原料物質使用に関する記録の管理状況(2)核原料物質使用に関する記録の管理状況

8- 510 -

別紙３

別紙３

廃止措置の終了の確認に係る項目

廃止措置の終了の確認に係る項目

1. 核原料物質の使用等に関する規則

1. 核原料物質の使用等に関する規則

第六条の七 法第五十七条の五第三項において準用する法第十二条の六第八項の原子力規制委員会規則で第六条の七定める基準は、次の各号に掲げるとおりとする。

法第五十七条の五第三項において準用する法第十二条の六第八項の原子力規制委員会規則で定める基準は、次の各号に掲げるとおりとする。

一 核燃料物質の譲渡しが完了していること。

一

核燃料物質の譲渡しが完了していること。

二

二

廃止措置対象施設の敷地に係る土壌及び当該敷地に残存する施設が放射線に廃止措置対象施設の敷地に係る土壌及び当該敷地に残存する施設が放射線による障害の防止の措置を必要としない状況にあること。
三

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄が終了していること。
四 第二条の十一第一項に規定する放射線管理記録の同条第五項の原子力規制委
員会が指定する機関への引渡しが完了していること。

よる障害の防止の措置を必要としない状況にあること。
三

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄が終了していること。
四第二条の十一第一項に規定する放射線管理記録の同条第五項の原子力規制委

員会が指定する機関への引渡しが完了していること。

9- 511 -

資料４

ウラン加工施設における重要度評価（簡易評価）の試運用について- 512 -

１．これまでの議論 1/2（会合での議論）〇 核燃料施設等の重要度評価手法について、ウラン加工施設を先行して整理。
（１）議論すべき内容は、①各種施設におけるリスクを抽出し、②指摘事項について追加対応の有無を判断する手法案を作成し、③規制対応の程度を明示した「制度の枠組み」の整理していくこと。
（２）簡易評価の考え方
指摘事項をSERPに諮るにあたり、核燃料施設等に適した判断基準を整備し、可能な限り追加対応有無の判断の客観性を確保することを目的とするために、グレーデッドアプ
ローチや工程毎のリスクを考慮し、客観性を確保したものにする。
（３）簡易評価案は、以下を考慮して作成する。
a.放射線被ばくは別評価とし、被ばくに係る問題が無い場合または被ばくの評価結果が大きな問題ではない場合に、本簡易評価を使用する。両評価を行った場合は、SERPにてより重要な評価を採用する。（次ページのⅣ）
b.DBAだけではなく、設備の安全機能（安全設計）の劣化も考慮する。（次ページのⅠ-B、Ⅱ-B）
c.原子力施設安全に係る監視領域の劣化を確認しつつ、閉じ込め機能については、特出しして評価を行う。（次ページのⅢ）
d.閉じ込め機能の数には、運用面における寄与もカウントする。
e.臨界に係る指摘事項の場合は、即、SERPにて評価するフローにいくものとする。
- 513 -

1

１．これまでの議論 2/2（簡易評価案）※本フローのイメージは参考１参照

検査指摘事項「汚染のおそれのある区域」で発生
したものか

No

Ⅰ-B

「汚染のおそれのある区域」にある原子力施設安全の監視領域に関連する安全機能に影響を与えたか（運用面含む）Yes
Ⅱ-A

ＤＢＡが発生したか
又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に影響を
与えたか

Yes
No

Ⅱ-B

法令違反となる安全活動に係る運用はあったか又は原子力
施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

Yes
Ⅲ

No

No

追加対応なし臨界に係る指摘事項と思われる案件

Ⅰ-A

Yes
No

閉じ込めの為の防護層が１以下であったか。

Yes

SERPで詳細評価

Ⅳ
被ばくに係る事案で、本フロー- 514とは別に評価した結果

2

２．本簡易評価案の試運用について（1/2）（１）本試運用の目的
当該簡易評価について、加工施設設置者も含めた試行をもって確認していく。あわせて評価に係る相場感の醸成も行う。

（２）試運用の手法
実施要領（評価手法の詳細、意見の取扱い等記載）を整理し、以下の試運用を行う。
① 事例検討本簡易評価案を利用し、以下のような試運用を行う。
・加工施設を有する事業者等（加工3社、JAEA、日本原燃）と規制庁の４者において、同一の事例についてそれぞれ評価し、規制庁所定のシートに整理の上、面談の場等で意見交換（事例検討会）を行う。加工施設を有しない事業者も参加可能とする。

・事例は過去の国内事例とし、上述した事業者等より詳細情報（※）を提供を受ける。
・年度内に4回以上行い、必要があれば意見交換会合にて議論し簡易評価案を見直す。
6月初旬：面談にて事例を持ち寄り、取り扱う事例の選定（※）や事例検討会の計画（いつ何の事例を取り扱うか）を行う。
6月下旬以降、2ヶ月弱のスパンで、事例検討会（面談）を開催。（検査官も同様）
・本試運用で評価した事例は、事例集としてガイド等に加える。
※ 対象事例の選定でジャンルが偏らないよう留意。
- 515 ② 現場検査官のスクリーニングにおける活用：次ページ参照。

3

２．本簡易評価案の試運用について（2/2）
〇 前述した机上の事例検討のみではなく現場においても、重要度評価の相場感が実態に合っているものか以下の形で意見を収集していく。
（１）本簡易評価案について、現場検査官の視点からも相応の評価になっていることを確認するため、意見収集の実施要領を整理する。
（２）試運用の実施要領を検査官に配付し、検査気付き事項を評価する際に、下流の評価にてどのような整理がなされるかを予見しながらスクリーニングを実施してもらい、以下に係る意見を抽出する。
（本簡易評価とスクリーニングとの関係は参考資料〇を参照。）① 本簡易評価の質問が、現場にそぐわない、評価できない等の問題点の抽出。
② 評価の考え方が当てはまらない（活用しづらい）特異ケース（臨界など）の抽出。
③ 想定しうる重要度評価と違う結果になってしまう場合。
④ その他、本評価の活用に対する課題。
（３）得られた現場意見について、現場との乖離の原因を調査／整理し、質問の再- 516 設定や解釈の作成、本評価が適応されない例外事例の設定等、見直しを行う。
4

３．国内外事例（加工施設）における簡易評価案の試行について
以下のページより、国内外の加工施設における過去事例を抽出し、簡易評価案を用いた評価例を記載する。
本評価はイメージであり、実際の事例検討会では、更に詳細な情報を元に、簡易評価のフローと合わせて下図の指摘事項の詳細を記載するフォーマットも用いて議論を行う。
【簡易評価案試運用フォーマットのイメージ】

件名
監視領域(小分類）
検査運用ガイド
検査項目
検査対象
SERPで詳細評価/追加対応なし
指摘事項等の概要
事象の説明
評価の詳細説明- 517 -

5

４．国内ウラン加工施設における簡易評価例（1/2）
〇 国内ウラン加工工場における主なトラブルの例（1999年～2017年）
パフォーマンス劣化と考えられる事関連する監視領域

項【例１】サンプリング装置開口からのウラン
粉末の室内漏えい（MNF2011年）

・工事完了後のチェックシートの検討不足

閉じ込めの維持【例２】ウラン粉末混合設備損傷部からのウラン粉末の室内漏えい（NFIK2017年）

・閉じ込め性能を確保するための設備構造、保守管理に関する検討不足

閉じ込めの維持【例３】配管点検口からのウラン粉末の室内
漏えい（GNF-J2008年）

・設備組み立て作業後の確認の不履行

閉じ込めの維持【例４】タンクからウランを含む飛沫の室内
飛散（GNF-J2008年）

・非定常作業の作業手順書が未作成

閉じ込めの維持【例５】焼結炉の過加熱防止インターロックの作動（GNF-J2010年）

・温度調節器の交換に関する手順書の未遵守発生防止（火災・爆発）【例６】搬送コンベヤにおける粉末缶の接触（GNF-J2015年）

・核的制限値に係るインターロックが未作動発生防止（臨界）【例７】JCO臨界事故（JCO1999年）

・作業手順書を無視した未許可の工程で作業発生防止（臨界）【例８】放射性廃棄物入りドラム缶からの漏えい（GNF-J2011年）

・経年変化（腐食）に関する検討の不足及び漏えい兆候が把握できず閉じ込めの維持【例９】不適切なウランの取扱い（NFIT2007年）

・ウラン粉末の重量に関する不十分な周知と作業指示の不足・記録確認に関するヒューマンエラー発生防止（臨界）【例１０】焼結炉における着⽕事象（GNFJ2008年）

・耐熱温度の低い仕様のシール材の使用・標準作業手順からの逸脱発生防止（火災・爆発）- 518 -

6

４．国内ウラン加工施設における簡易評価例（2/2）
【例１】サンプリング装置開口からのウラン粉末の室内漏えい（再転換工程）
大型粉末容器に充填された二酸化ウランの粉末をサンプリングするにあたり、作業に使用する設備の使用前点検を実施した所、抜出ボックスから二酸化ウランの粉末が漏えいした（最大8gUと推定）。原因として、吸引ブロアのモーターが逆回転したことにより空気が逆
流し、ホッパに内蔵している「ろ布」に付着した二酸化ウランの粉末が室内に漏えいした。4
名が内部被ばく（1.57～4.98mSv）。
検査指摘事項

汚染のおそれのある区域で発生したものか

Yes
ＤＢＡが発生又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に悪影響を与えたかNo【ポイント】
法令違反となった安全活動に係る運用はあったか
又は原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

評価の例

Yes
閉じ込めの為の防護層が１以下である。

No

追加対応なし- 519 -

・事象発生直前にモーターの配線が工事により解結線されていたが、工事完了後のモーター
回転方向の確認がチェックシートから漏れており、確認をしなかった。
・室内に漏えいしたものの、周辺環境への放射性物質の放出はなく、防護層は空調と建家を含め２以上あった。

7

５．海外ウラン加工施設における簡易評価例（1/2）
〇 海外ウラン加工施設における主なトラブルの例（2019年～2020年）
件名

パフォーマンス劣化と考えられる事項

関連する監視領域【例１】HF検出器の動作不良

室内管理評価不足に伴うUF6漏えい検知の喪失拡大防止・影響緩和（設備のパフォーマンス）【例２】焼結炉におけるペレッ
トボートの詰まり

メンテナンス不良に伴う臨界管理の劣化発生防止（設備のパフォーマンス）【例３】ジルコニウム切削火災事故

管理不足によるジルコニウム火災の発生発生防止（火災）【例４】安全管理機器の不適切な運用

漏えいを伴う運転員の手順書違反発生防止（ヒューマン・エラー）【例５】保全リスクの不適切な評価によるUF6の漏えい

漏えいに至ったメンテナンス評価の不適切性発生防止（設備のパフォーマンス）【例６】新燃料検査時における放射線防護アクリル板の破損

燃料棒破損の恐れがあった作業員のルール（取説）違反

発生防止（ヒューマン・エ
ラー）【例７】ウラン物質保管容器の質量制限超過メンテナンス不良に伴う臨界管理の劣化発生防止（設備のパフォーマンス）【例８】臨界管理違反

ルール違反に伴う臨界管理の劣化及び被ばくの恐れ

発生防止（設備のパフォーマン
ス）及び従業員被ばく【例９】放射性廃棄物貯蔵ドラムの誤搬送

作業ミスに伴う廃棄物管理の劣化発生防止（ヒューマン・エ
ラー）【例１０】燃料加工施設で作業員が内部被ばく

年間線量限度を超える被ばく

従業員被ばく- 520 -

※ 海外事例のため非公開となる情報（国名、施設名等）については、割愛している。海外の施設については、参考３参照。

8

５．海外ウラン加工施設における簡易評価例（2/2）
【例１】HF検出器の動作不良
UF6漏えい拡大防止のためのHF検出器が、室内の相対湿度の低下による検出器の電気化学センサーの性能が劣化し、動作不能状態と評価された。事業者は、当該センサーが正常に作動するための室内湿度の要件を管理することとした。
検査指摘事項

汚染のおそれのある区域で発生したものか

Yes
ＤＢＡが発生又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に悪影響を与えたかNo

法令違反となった安全活動に係る運用はあったか
又は原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

評価の例

Yes
閉じ込めの為の防護層が１以下である。

No

追加対応なし- 521 -

【ポイント】
・本HF検出器は、安全機能を有する施設である。
・本検出器が動作不能とはなったものの、実際にUF6が漏えいしたものではなく、防護層は空調と建家を含め２以上あった。
9

６．今後のスケジュール（1/2）
R3年中に以下を実施し、ウラン加工施設の重要度評価についてR4年度からの本格運用を目指す。
（１） R3年度中にて試運用（事例検討、現場の意見収集）を実施し、得られた情報を評価／整理し、本重要度評価を修正しながら、現場に即し確実に利用できる
こと確認する。得られた試運用結果については、核燃料安全専門審査会でも提示/議論し、年末頃の委員会に諮る。
なお、本簡易評価が活用できるような整理がなされた後（委員会報告後）、ガイド（SDPガイド附属書〇）の作成を行う。
（２）他のSDPガイド附属書（2：緊急時、5：火災、7：バリア健全性、8：メンテナ
ンスリスク）との関係性を整理し、ウラン加工施設の重要度評価（附属書〇）とリンク付けする。（例えば、〇〇のような火災発生時は、附属書5で取り扱うなどの記載を設ける。）（３）ウラン加工施設以外の核燃料施設等のリスクと並べつつ、規制対応の上限値を設定する。
- 522 -

10

６．今後のスケジュール（2/2）
令和４年度

令和３年度
１２月

６月

４月～

試運用期間
規制委員会提示（本検討内容及び試運用中間報告）

規制委員会提示（SDPガイドの見直し）

核燃料安全専門審査会提示（本検討内容及び試運用結果）
意見交換会合提示（試運用結果を踏まえた
簡易評価の見直し案）

意見交換会合提示（試運用中間報告と簡易評価の見直し案の議論）
試運用実施
要領作成

試運用に係る実施要領の配付
SDPガイド附属書〇作成
試運用を踏まえた簡易評価の再検討

実
運
用
開
始
目
標

加工施設の重要度
評価をベースに、他の核燃料施設等
に派生検討

事業者等
第１回事例検討会
国内事例

第２回事例検討会

第３回事例検討会

第４回事例検討会

合同事例検討会も検討

検査官
第１回事例検討会
国内事例

第２回事例検討会

第３回事例検討会- 523 -

第４回事例検討会11【参考１】本簡易評価案のイメージ「汚染の恐れのある区域」「汚染の恐れのない区域」

Ⅰ-A（yes）

被ばくに係る
重要度評価

法令違反となる運用

臨界に係る
指摘事項

Ⅰ-B（no）

Ⅰ-B（yes）

DBA
又はDBA阻止機能に影響

SERPで詳細評価（Ⅲ（yes））- 524 -

12

【参考２】本簡易評価とスクリーニングの関係について（1/2）
試運用で検査官が本評価について意見を発信するためには、検査官が行うスクリーニングの評価視点のどの部分が本評価と関連するかを把握する必要があり、それにより実施中のスクリーニングと下流の評価でどのような差異が発生するかの意見が出やすくなる。
簡易評価案

スクリーニングフロー

検査指摘事項「汚染のおそれ Nのある区域」の判断
Y

DBA発生又は機能に影響

Y

N

監視領域に
係る安全機
能に悪影響

N

追加対応なし監視領域への悪影響は、後段の評価にて、
安全機能に着目しつつ詳細に見ていくこととなる。

「区域」にお N
ける監視領域機能への影響

Y
Y

防護層
１以下

N

Y
- 525 -SERPで詳細評価13【参考２】本簡易評価とスクリーニングの関係について（2/2）
スクリーニング【ステップ２抜粋】

重要度評価（簡易評価）

パフォーマンス劣化は、添付1に示す原子力規制検査における監視領域（小分類）の属性の一つに関連付けられ、また、そのパフォーマ
ンス劣化は関連する監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしたか。

「汚染のおそれのある区域」にある原子力施設安全の監視領域に関連する安全機能に影響を与えたか（運用面含む）パフォーマンス劣化は、事故の防止の機能の一部が喪失する等の原
子力安全又は核物質防護上重大な事象につながる前兆として考えられるか。
確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全又は核物質防護上重大な問題をもたらす可能性があるか。

法令違反となった安全活動に係る運用はあったか
又は原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

閉じ込めの為の防護層が１以下である。

スクリーニングと重要度評価について、深度は違うが、考え方は同じであり、簡易評価を念頭にスク- 526 リーニングを行うことは有用。

スクリーニングで劣化があると考えた監
視領域の属性について、重要度評価では、設備の有する安全機
能に直接/間接的に影響を与えたかを設
工認等の内容を踏まえ、事業者等の関連活動（例えば、事前に評価していたかな
ど）を踏まえて評価を行う。
管理されているバリ
アが、どのように劣化し、残っているバ
リアがどのようにそれを補っているかを
評価する。

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【参考３】世界の主要なウラン燃料加工施設
サイト

事業体／主要施設

RichlandFramatome／再転換&燃料加工
Global Nuclear Fuel-America(GNF-A)／再転換&
燃料加工
BWX Technologies／燃料加工
Nuclear Fuel Services／燃料加工

事業内容

米国

Wilmington
Lynchburg
Erwin
Columbia
Savannah-Riverフランス
RomansMelox

Westinghouse／再転換&燃料加工
DOE／燃料加工（MFFF）
Framatome
Romans燃料製造工場
Orano Recyclage
・MELOX MOX燃料製造工場

・UF6からUO2への再転換
・軽水炉用燃料の製造
・UF6からUO2への再転換
・軽水炉用燃料の製造
・研究炉用燃料の製造
・原潜用燃料の製造
・UF6ブレンヂング（HEU⇒LEU）
・UF6からUO2への再転換
・軽水炉用燃料の製造
・MOX 燃料の製造
・UF6からUO2への転換
・軽水炉用燃料の製造
・研究炉用燃料の製造
・軽水炉用MOX燃料集合体の製造

イギリス
Springfields

Westinghouse UK

・UF4からUF6への転換
・UF6からUO2への転換
・軽水炉用燃料の製造
・Magnox燃料の製造、AGR燃料の製造

ドイツ
LingenFramatome (ANF)

・UF6からUO2への転換
・軽水炉用燃料の製造

ロシア
Novouralsk

TVEL

Zeleznogorsk

鉱業化学コンビナート（MCC）- 527 -

・ウラン濃縮（遠心分離法）
・軽水炉用燃料の製造
・MOX 燃料製造
・軽水炉用使用済燃料の再処理

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