参考２
使用施設の重要度評価（初期境界評価）の整備の進め方
令 和 4 年 10 月 6 日
原子 力 規制 庁

核 燃 料 施設 等 監視 部門
１．令和 4 年度の取り組み
核燃料施設等の重要度評価については、令和 3 年度に、加工施設を対象として、事例検討会における議論を通じて、透明性を確保しつつ、現場の運転状況に即した評価のあり方や評価に係る相場感の醸成しながら、初期境界評価の整備を進めた。
令和 4 年度は、使用施設を整備対象とし、昨年度の加工施設における初期境界評価の整備の進め方と同様に、事例検討会を開催し、初期境界評価に係る簡易評価フロー案を用いた試運用等を議論しながら、初期境界評価（案）を整備する。
２．試運用の詳細（基本的に令和 3 年度の取り組みと同じ）検討している使用施設の初期境界評価に係る簡易評価フロー案について、以下の通り２つの試運用を行う。
（１）本庁検査官、事務所検査官、事業者による事例検討
国内外の事例に対する当該評価を継続的に実施していく。具体的には以下のとおり。
a.事例を選定した上で、規制庁、事業者等それぞれ個別に評価し、その結果を面談等にて議論。
b.事例は過去の国内事例とし、事業者等より詳細情報を提供。
c.各四半期に１回以上開催し、適宜、初期境界評価に係る簡易評価フロー案を見直す。また、主な事例は、検査制度に関する意見交換会合（以下「意見交換会合」という。）で議論する。なお、意見交換会における学識経験者などからの技術的アドバイスについては、加工施設のときと同様、求めないこととする。
d.現場検査官とも同様の議論を実施。
以上を繰り返し、初期境界評価に係る簡易評価フロー案の精査と相場感の醸成を図る。
（２）重要度評価案の現場活用
検査官は、検査気付き事項が確認された場合、PD の有無と検査指摘事項に至るかのスクリーニングを行う。検査指摘事項となった場合、本庁が主体となり SERP にてその重要度を評価する。
この検査官によるスクリーニングにおいて、下流の評価（重要度評価）において必要となるアイテムは何か、どのような情報を主として評価していくか等は、必要な知識である。
以上の考えより、以下のような試運用を実施する。
a.別途作成する SDP ガイド附属書 10 案（本簡易評価フロー案をガイドとして見える化したもの）を用いて、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

1

を予見しながらスクリーニングを実施してもらい、以下の情報収集を行う。
① 気付き事項の断面で、現場検査官が想定する重要度と、附属書 10 を活用して得られた結果の差異。
② 附属書 10 の考えが当てはまらない（活用しづらい）案件についての情報。
b.①、②の情報について、整理/評価し、差異がある場合は当該簡易評価フロー案の見直しの検討を行い、当てはまらない案件がある場合は、特異な事象としてガイドに整理していく。
３．使用施設の重要度評価（初期境界評価）の整備の進め方
上述した試運用について、以下のように進める。
（１）事例検討
a.第 9 回意見交換会合（令和 4 年 8 月 29 日）にて、令和 4 年度は、令和 3 年度の加工施設の取り組みを参考に、使用施設の初期境界評価を整備することを提示。
【実施済み】
b.面談にて、使用施設の初期境界評価に係る簡易評価フロー案（別添参照）を提示。その際、事業者に事例検討の素材提示を依頼。また、事業者の対応時間を考慮した今後の面談スケジュールを調整。（9 月下旬～10 月上旬）
c.上述した素材と附属書 10 を六ヶ所、東海、上斎原に配付し、検査官による評価を依頼。
d.第 1 回事例検討会（面談）（事業者：11 月上旬、事務所：11 月中旬）
e.以降、第 2 回：12 月上旬、第 3 回：令和 4 年 1 月下旬に実施。
f.次年度 2 月以降より、本試運用で得られた情報を集中的に整理し、附属書 10 の見直し案について意見交換会合にて議論。（必要であれば、これまでの会合の中で見直し案の中間報告）
g.次年度 4 月からの運用に合わせて、SDP ガイドの見直しを委員会提示/了承。（次年度 3 月下旬）
（２）現場活用
a.第 9 回意見交換会合（令和 4 年 8 月 29 日）にて、令和 4 年度は、令和 3 年度の加工施設の取り組みを参考に、使用施設の初期境界評価を整備することを提示。
【実施済み】
b.使用施設の初期境界評価を含む附属書 10 案の最新版の提示を六ヶ所、東海、上斎原に配付し、当該文書の説明及び試運用の依頼。
（10 月上旬）（9 月の事務所ミーティングでワンタッチ）
c.適時、現場から情報収集。事務所ミーティング等で深く議論。都度、附属書 10 を再整理。
（必要に応じて、意見交換会合で議論。
）
d.次年度 4 月からの運用に合わせて、SDP ガイドの見直しを委員会提示/了承。（次年度 3 月下旬）
以上

2

別添

使用施設重要度評価に関する試運用実施のための要領

１．本試運用実施の目的
現在の検査制度は、米国 ROP を参考に設計されており、運用開始時（令和２年？）において、核燃料施設等における検査指摘事項は、全て「重要度評価・規制対応措置会合（以下、「SERP」という）」に諮ることとしていた。
その後、令和 3 年度に、加工施設を対象として、重要度評価のうち初期境界評価を整備した。
令和 4 年度は、政令 41 条該当の使用施設（以下、単に「使用施設」という。）を整備対象とし、昨年度の加工施設における初期境界評価の整備の進め方を参考に、事例検討会を開催し、初期境界評価に係る簡易評価フロー案を用いた試運用等を議論しながら、初期境界評価（案）を整備する。
本試運用では、使用施設における重要度評価の評価基準（以下、「簡易評価案」という。）を事業者等も含めて活用することで、その適切性を確認していく。また、評価に係る相場感の醸成も行う。
２．使用施設の簡易評価案の概要
本簡易評価は、使用施設における閉じ込め機能に関する事案用に設計しており、以下の観点で整理した簡便なフローとなっている。最終的に、「追加対応なし」または「SERP による評価」に 2 分する形としている（図１参照）。
（１）閉じ込め機能に関する事案は、リスクを考慮したスクリーニングと安全機能に着目したスクリーニングの２段階でスクリーニングする。
（２）リスクを考慮したスクリーニングにおいては、一般公衆の被ばく線量が十分に小さいと評価される場合、追加対応なしとする。
（３）安全機能に着目したスクリーニングにおいては、監視領域（小分類）のうち「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」に係る安全機能や防護策が期待できる場合、追加対応なしとする。
（４）臨界に係る事案は、核的制限値を逸脱した場合、「SERP による評価」を選択する。なお、核的制限値が設定されていない施設においては、「SERP による評価」を選択する。
（５）放射線被ばくについては、別評価（SDP ガイド附属書３、４）とする。

3

別添

図１：使用施設簡易評価フロー（案）３．簡易評価案の各評価の説明（１）Ⅰ-A：
使用施設は、取り扱う核燃料物質の種類や量、使用の方法が様々であり、リスクの小さい施設では、どのような検査指摘事項であっても、安全確保の機能又は性能への影響が限定的かつ極めて小さいものとなることがあり得る。
そこで、核燃料物質使用者から核燃料物質の使用に係る新規制基準の施行に伴う報告書（平成 26 年 12 月 26 日に受理）（以下「事業者による安重施設の評価報告書」という。）を参考に、検査指摘事項が、安全上重要な施設の特定において検討された事象に該当するものであるか確認する。
【論点①】【本選別の狙い】安全上重要な施設は、安全機能の喪失により、公衆又は4

別添従事者に放射線障害を及ぼすおそれのあるもの及び設計評価事故時に公衆又は従事者に及ぼす放射線障害を防止するための施設となっている。このため、安全上重要な施設の特定にあたり、想定されていない事象は、事業者において、安全機能の喪失があっても、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすリスクが小さいものと整理されたものととらえ、この観点から、リスクを考慮したスクリーニングとして選別するもの。
（２）Ⅰ-B：
検査指摘事項が一般公衆の被ばく線量の観点から、リスクのあるものであるか選別する。具体的には、Ⅰ-A において検査指摘事項に関連するとされた事象について、例えば、以下に該当するか確認する。【論点②】
・一般公衆の被ばく線量が十分小さいとする目安線量を 50μSv※1とし、これを上回るものがあるか確認する。
・あるいは、核燃料施設安全審査基本指針（原子力安全委員会）に定める最大想定事故時の総放出量からみて、一般公衆の線量が極めて小さくなることが明らかか確認する。
【本選別の狙い】検査指摘事項に関連するとされた事象が、いずれも一般公衆の被ばく線量が十分小さいとする目安線量を下回るのであれば、当該検査指摘事項は、監視領域（小分類）の「発生防止」「拡大防止・影響緩和」及び「閉じ込めの維持」に関して、安全確保の機能または性能への影響があっても、限定的かつ極めて小さいものに該当すると判断されるだろうから、追加対応なしとするのが適当ではないかとの考えに基づき、選別するもの。
（３）Ⅱ-A：Ⅰ-A において No となった検査指摘事項（関連する安全上重要な施設の特定において検討された事象がない場合）について、関連する監視領域（小分類）の目的を満足しているか確認する。【論点③】【本選別の狙い】検査指摘事項に関連する監視領域（小分類）に関して、目的を満足していれば、安全確保の機能または性能への影響があっても、限定的かつ極めて小さいものに該当すると判断されるだろうから、追加対応なしとするのが適当ではないかとの考えに基づき、選別するもの。
（４）Ⅱ-B：Ⅰ-B において Yes となった検査指摘事項（関連する安全上重要な施設の特定において検討された事象の一般公衆の被ばく線量が目安線量を上回るものがある場合）について、監視領域（小分類）の「発生防止」「拡大防止・※1

使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈の別記３において、「敷地周辺の公衆が被ばくする線量が十分小さい」とは「実効線量が発生事故当たり 50μSv 以下であることをいう」とあること、及び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において、放射性気体及び液体廃棄物の放出管理、放射線環境監視に係る重要度評価プロセスで「緑」と判断される場合の該当事例にある「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、50 マイクロシーベルト）より小さい場合。」とあることを参考とした。

5

別添

影響緩和」に係る防護策の残りがあるか確認する。【論点④】【本選別の狙い】検査指摘事項に関連する事象が発生した場合、一般公衆の被ばく線量が目安線量を上回るおそれがあることから、監視領域（小分類）の「発生防止」「拡大防止・影響緩和」に係る防護策がなければ、SERP により詳細に検討することが適当ではないかとの考えに基づき、選別するもの。
なお、使用施設の簡易評価フローでは、Ⅰ-B における確認のなかで、閉じ込めのための防護策が一般公衆の被ばく線量との関係で十分であれば追加対応なしに選別していることから、ウラン加工施設の初期境界評価における「事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか」の選別は、安全機能に着目したスクリーニングのなかでは実施しない。
（４）臨界に係る事案について評価の結果、パフォーマンス劣化が臨界管理に係る指摘事項の場合、許認可申請書に記載された核的制限値を逸脱したと判断されたとき、「SERP による評価」を選択する。【論点⑤】（５）放射線被ばくについて
放射線被ばくに係る指摘事項については、まず「放射線安全」の監視領域の劣化として「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド附属書３、４（従業員被ばく、公衆被ばく）」を用いて評価を行う。
「放射線安全」に関連しない指摘事項、または「原子力施設安全」の監視領域の劣化が小さくないものと判断された場合は、「原子力施設安全」の監視領域の劣化として、本簡易評価を実施する。
両方で評価がなされた場合は、「SERP による評価」において、より評価の厳しい方、または強く是正を求めたい方を最終的な評価結果として選定する。
（６）廃止措置段階の施設
以下の通り読み替える。
Ⅰ-A：廃止措置段階の施設においては、No を選択する。
（Ⅱ-A は読み替えなし。）
４．試運用の手法（１）事例検討会
本庁核燃料施設等監視部門（以下、「本庁」という）と使用施設を有する事業者等（JAEA、核管センター、NDC、NFD）にて、本簡易評価案を用いた事例評価を行い、面談等の場にて発表／意見交換を行う。
なお、使用施設を有しない事業者等や規制事務所検査官（以下、「検査官」という）の参加は任意とする。

6別添

a. 事例の収集
本事例検討会で取り扱う事例は、評価に必要な情報が豊富に存在し、スクリーニングガイドにおいて確実に指摘事項（パフォーマンス劣化があり、いずれかの監視領域（小分類）に抵触するもの）と判断されるものとする。
国内事例が望ましいが、情報が豊富にある場合は、海外事例でも構わない。
これら事例について、本庁及び事業者等で 1 者 2 件程度の情報（ジャンルが偏らないよう留意）を持ち寄り、初回面談（10 月上旬）にて選定及びスケジューリングを行う。
b. 評価の仕方
本庁所定のフォーマットに、簡易評価案を用いて評価した詳細な内容を記載する。記載例は添付資料１を参照。
c. 事例検討会の流れ
初回面談にてスケジューリングした事例 3 件程度について、各者発表し、各々の評価の違いについて議論する。認識が共有された評価をもって最終結果とし、その後、評価に差異が発生した理由を整理し、簡易評価案にフィードバックする。
本事例検討は年度内に 2～3 回程度開催し、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。
d. 事例検討会における議論のポイント論点①：ウラン加工施設における「事業（変更）許可における設計基準事故か」の選別にあたるものとして、事業者による安重施設の評価報告書を参考とし、該当する事象があるかに置き換えることは適当か。
論点②：いずれも検査指摘事項も、「安全確保の機能または性能への影響があっても、限定的かつ極めて小さい」ものに該当すると判断される「リスクの小さい施設」の相場観として、何が適当か。以下の２つのいずれかとするか、他のものが適当か。
・附属書４ 公衆放射線安全に関する重要度評価ガイドなどを参考とした「実効線量が発生事故あたり 50μSv 以下」とする。
・評価手法の評価精度が、オーダーを議論する程度であることを踏まえ、上記より１桁小さい「実効線量が発生事故あたり 5μSv 以下」とする。
・「最大想定事故時の総放出量からみて、一般公衆の線量が極めて小さくなることが明らか」とする。
・発生事故あたりの実効線量が、バックグランド相当にとどまる。
その際、検査指摘事項があった期間における核燃料物質の取扱量など、実態を考慮しても良いとするか。実態として考慮できるものは、核燃料物
7別添質の取扱量のほか、何があるか。
また、そもそもこの選別は必要か。
論点③：Ⅰ-A において No となった検査指摘事項について、関連する監視領域（小分類）の目的を満足していれば、追加対応なしとすることは適当か。
論点④：ウラン加工施設における「閉じ込めのための防護策の残り」に着目した選別にあたるものとして、監視領域（小分類）の「発生防止」「拡大防止・影響緩和」に係る防護策の残りによる選別に置き換えることは適当か。
また、防護策については、設備による安全上の措置よりも手順による措置が多いという使用施設の特徴を踏まえ、手順も含めること、「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」に係る防護策の残りがない場合、「SERP による評価」を選択し、丁寧に評価することが適当か。
この際、含める手順の相場観として、どのようなものを考慮できるか（許認可に記載はないが、事業者の手順書にあるものを含めるか、具体例に関して、目張りを含めることができるか？）。
論点⑤：、核的制限値を逸脱しない限り、追加対応なしとし、逸脱したと判断された場合、「SERP による評価」を選択し、丁寧に評価することが適当か。なお、許認可申請書に核的制限値の記載がない場合、最小臨界質量で代用か。
（２）現場意見の収集
a.原子力検査官のアクション
日常検査における検査気づき事項のスクリーニングを行う際に、本簡易評価も併せて実施する。しかし、本簡易評価の適用は、指摘事項と判断されるものと限定的であることから、試運用のための評価に選定した気付き事項について、監視領域（小分類）に抵触するもの、すなわち指摘事項と仮定した上で、簡易評価案を用いることとする。
本評価においては、事例検討のような詳細評価を紙面として残す必要はないが、b.に記載する項目について気付くものがあればそれを抽出し、本庁へ報告すること。
なお、報告様式は問わない。
b. 現場で確認する情報① 本簡易評価案の現場での活用性/有用性/簡便性② 本簡易評価案に当てはまらない事案の有無③ これまでの原子力規制検査における評価結果との差異
c.対象規制事務所
本試運用を実施するのは、担当する事業者等が使用施設を有している事
8

別添務所とし、六ヶ所、東海大洗、上齋原の 3 カ所とする。
５．情報の整理試運用で得られた情報については、本庁で整理の上、以下の通り処理する。
（１）事例検討会や検査官からの意見を整理し、簡易評価案に修正が必要なものがあれば、都度修正していくが、大きな変更を伴う場合は、意見交換会合にて議論することとする。
（２）事例検討会で認識が共有された事例については、整理の後、最終的な簡易評価案と整合を取った上で、スクリーニングガイドの事例集として纏め意
見交換会合にて再度議論する。
（３）事例検討会で事業者等と認識が共有された事例については、事務所ミーテ
ィング等にて検査官に共有する。
（４）事例検討会で提示された事業者等の資料については全て非公開資料とし、検討終了後、事業者等に返却する。
６．スケジュール
（１）10 月上旬(10/6)に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。
（２）11 月上旬第 1 回の事例検討会（面談）を実施する。以降、2 ヶ月弱の頻度で継続開催。
（３）必要に応じて、令和 5 年 1 月中旬頃、委員会に中間報告予定。
（４）令和 5 年 3 月頃、委員会に SDP ガイド見直しを含めた本簡易評価の試運用の結果を報告する。
【本庁事務局問い合わせ先】
核燃料施設等監視部門

9

平野（内線４５６１）
福永（内線４６４７）

別添
添付資料１

使用施設における重要度評価事例（1/〇）
件名使用施設 グローブボックス内加熱機器（小型熱処理炉）における加熱防止機能に係る温度計の保守管理不備による故障（仮想の検査の気付き）

監視領域(小分類）

原子力施設安全－発生防止指摘事項（追加対応 指摘事項（追加対応なし）なし）／指摘事項（追加対応あり）
指摘事項の重要度 ［パフォーマンスの劣化］評価等

小型熱処理炉の過加熱防止のインターロックについては、模擬信号により動作することを確認していたが、温度計の保守管理が数年間にされていなかった。この結果、温度計は適切な温度を示さず、温度上昇があった場合、過加熱防止機能が動作しない状態にあった。
過加熱防止機能に係る設備は、施設管理実施計画において、機能を維持する設備であった。
以上のことから、自主基準（施設管理実施計画）を満足することに失敗しており、過加熱防止機能の検出端である温度計を適切に点検等することは、保守管理するうえで当然のことであり、予防する措置を講じることは可能であった。パフォーマン
スの劣化に該当する。
［スクリーニング］
このパフォーマンスの劣化により、放射性物質の放出に至るおそれのある事象の発生防止ができなかい状態にあっったことは、「原子力施設安全―発生防止」の監視領域（小分類）の「系統構成の管理」の属性に関連付けられ、そ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］「使用施設における重要度評価（使用施設簡易評価フロー簡易評価案）」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目I-Aについて、故障した温度計が小型熱処理炉の過加熱防止のインターロックの検出端にあたるものであり、事業者による安重施設の評価報告書にある「グローブボックス内加熱機器（小型処理炉）の過加熱防止機能喪失時の評価条件」の条件に該当する。

10

別添
添付資料１

評価項目I-Bについて、事業者による安重施設の評価報告書によると、実効線量は3.5×10-1mSv（350μSv）と評価されており、目安線量（50μSv）を上回る。
評価項目II-Bに関して、小型熱処理炉で温度上昇があった場
合、過加熱を防止する措置がなく、火災による放射性物質の飛散の発生防止に係る防護策はなかった。拡大防止・影響緩和に係る防護策については、グローブボックス系の排気系統が機能維持しており、防護策は１つある。
以上を踏まえ、発生防止に係る防護策はなかったことから、重要度評価（初期境界評価）については、「SERPによる評価」を選択し、SERPにおいて丁寧に評価する。
（評価項目I-Bにおいて、核燃料物質の取扱量など、実態を考慮した場合）温度計が故障していた期間（最後に温度計を点検して以降、故障のおそれのある期間）において、小型熱処理炉で取り扱っていた核燃料物質の最大量は、15gであった（仮定）。この取扱量においては、実効線量は48μSvに相当する。
以上を踏まえ、重要度は「追加対応なし」と判定する。
小型熱処理炉の過加熱防止が機能しなかった場合であっても、当該グローブボックスは、可燃物の搬入が禁止していた（仮定）。このため、放射性物質の飛散に至る火災の発生は想定されない。
以上を踏まえ、重要度は「追加対応なし」と判定する。
（評価項目Ⅱ-Bにおいて、発生防止に係る手順を考慮した場合）温度計が故障していた場合であっても、手順書において、○○が確認されたときは、小型熱処理炉の電源を断とするとなっており、発生防止の防護策が１つは残っていた。
以上を踏まえ、重要度は「追加対応なし」と判定する。

※ 下線部のように、各評価項目を評価した際の理由を可能な限り詳細に明示すること。

11

別添
添付資料１

事業者による安重施設の評価（例）「平成２６年１２月１７日付け「「核燃料物質の使用に係る新規制基準の施行に伴う報告書の提出について（指示）」に対する報告について」（２６原機（安）１０１）」より抜粋

12

別添
添付資料２

参考
安全上重要な施設に係る評価結果のまとめ
事業

施設名

所名

安重評価
内的※１※2地震

内的竜巻※2津波※2（50μSv未満）

1 燃料試験施設

2.4E-01

7.9E-01

5.8E-02

1.7E+00

×

2 バックエンド研究施設

3.5E-01

1.1E+00

1.3E+00

2.8E+00

×

3 廃棄物安全試験施設

8.8E-02

3.0E+00

2.5E+00

4.8E+00

×

4 ホットラボ

1.5E-01

1.5E-01

4.7E+00

ー×JAEA

5 プルトニウム研究１棟

1.8E-01

4.2E+00

4.2E+00

ー原科研

6 JRR-3

3.3E-03

5.6E-01

1.7E-01

1.7E-02小さい

7 JRR-4

3.5E-02

2.9E-03ーー

小さい

8 NSRR

1.4E+00

9.1E-04

4.1E-03

9.1E-04××

9 FCA

1.3E-01

6.3E-03

6.1E-03

1.8E-02×

10 放射性廃棄物処理場

7.3E-02

2.8E+00

5.4E-02

4.2E-01×

1 プルトニウム燃料第一開発室

4.4E-01

2.0E+00

8.2E-01ー×

2 プルトニウム燃料第二開発室

1.8E+00

4.6E+00

3.7E-01ー×

4 プルトニウム廃棄物処理開発施設

5.0E-01

3.5E-01

1.5E-03ー×

5 B棟

5.9E-01

8.0E-04

5.3E-02

4.0E-01

×JAEA

6 J棟

6.7E-02

1.7E+00

1.8E+00

ー×

核サ研

7 東海事業所第２ウラン貯蔵庫

5.1E-04

5.1E-02

1.2E+00

ー小さい

8 高レベル放射性物質研究施設

1.4E-01

3.9E+00

3.6E-01ー×

9 プルトニウム廃棄物貯蔵施設

4.1E-01

4.2E+00

ー×

10 第二プルトニウム廃棄物貯蔵施設

7.4E-03ーー

3.8E-02

8.5E-01

2.8E-01

小さい

3 プルトニウム燃料第三開発室

11 ウラン廃棄物処理施設

JAEA
大洗研
（北）

×

2.7E-03×

12 M棟

2.5E-05

5.3E-05

2.6E-01ー小さい

1 JMTR

4.2E+00

3.8E+00

1.7E-01ー×

2 ホットラボ

1.2E-01

3 燃料研究棟

8.5E-01

3.4E+00

3.4E-01ー×

4 HTTR

1.1E+00

1.1E+00

ーー×

1 照射燃料試験施設

4.3E-01

3.9E+00

1.5E-01

ー×

2 照射燃料集合体試験施設

2.9E-02

2.4E+00

2.9E-03

ー小さい××

JAEA

3 照射材料試験施設

2.5E-01

8.5E-01

8.6E-04

ー大洗研

4 照射装置組立検査施設

2.2E-01

3.6E-01

2.3E-01ー×（南）5 固体廃棄物前処理施設

9.2E-03

3.8E+00

1.4E-02ー小さい

6 第２照射材料試験施設

2.5E-01

8.5E-01

8.6E-04

ー×

7 廃棄物処理建屋

1.1E-07

1.1E-02

1.1E-06ー小さい

1 濃縮工学施設

2.1E-01

1.4E-033.0E-06

ー×

2 製錬転換施設

3.0E-01

1.2E-02

3.20E-04

ー×

3 廃棄物処理施設

9.0E-02

1.30E-05

1.10E-04

ー×

核管

保障措置分析棟

4.2E-01

4.2E-01

ーー×

東海

新分析棟

2.7E+00

2.7E+00

OSL

1.9E-02

1.9E-02

JAEA
人形峠

核管六ヶ所
NDC

非公開

NFD

1.8E-02※１：H26.12.17報告書より

ー

2.0E-01
1.6E-01※２：H28.03.31報告書より

13×ー
1.5ー

小さいー×ー小さい初期境界評価の比較
原子力施設安全に係る検査指摘事項（閉じ込め機能に関するもの）

原子力施設安全に係る検査指摘事項【ステップⅠ】
リスクを考慮した
スクリーニング

Ⅰ-A

Ⅰ

事業（変更）許可における設計基準
事故かNo

検査指摘事項の対象設
備や手順は、安重評価(内的事象)の条件に影響(該当)するものか【ステップⅠ】
リスクを考慮した
スクリーニング

No

Yes

Ⅰ-B
Yes

【ステップⅡ】
安全機能に着目したスクリーニング

Ⅱ-A
安全機能は喪失したか

Yes

No

追加対応
なし

Yes

Ⅱ-B
事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか該当する安重評価の想定で、一般公衆の被ばく線量が目安線量（50μSv）を超えるものがあるか
Yes

Ⅱ-B

Ⅰ-BにおいてYesとなった
想定について、監視領域(小分類)「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」に係る防護策（手順含む）が残っていないか

No
Yes

Yes

【ステップⅡ】
安全機能に着目したスクリーニングNoⅡ-A
関連する監視領域（小分類）の目的を満足しないか

No

Yes

重要度評価・規制措置会合（SERP）

追加対応ありNo

重要度評価・規制措置会合（SERP）

ウラン加工施設

追加対応あり

使用施設

追加対応なし