原子力規制庁原子力規制部検査監督総括課 殿

令和５年度原子力施設等防災対策等委託費（米国ＮＲＣの検査ガイド調査）事業報告書

令 和 ６ 年 ３ 月

日本エヌ・ユー・エス株式会社

本報告書は、原子力規制庁殿から委託された令和５年度原子力施設等防災対策等委託費（米国 NRC の検査ガイド調査）事業に係る調査について実施した業務の成果をとりまとめたものです。

目

次

1 本調査の概要 ............................................................................................................... 1-1
1. 1 背景・目的 ............................................................................................................ 1-1
1. 2 実施内容............................................................................................................. 1-1

1. 2. 1 検査ガイドの比較調査 ................................................................................. 1-1
1. 2. 2 検査ガイドの改善内容の検討 ..................................................................... 1-5
1. 2. 3 調査報告書の作成 ........................................................................................ 1-5
1. 3 実施期間............................................................................................................. 1-5

2 検査ガイドの比較調査 ................................................................................................ 2.1-1
2. 1 はじめに ............................................................................................................... 2.1-1
2. 2 検査ガイド比較調査の実施方法 ......................................................................... 2.1-1
2. 3 検査ガイド比較調査の結果 ................................................................................. 2.3.1-1
2. 3. 1 日米の検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要について.................. 2.3.1-1

2. 3. 1. 1 原子力規制庁が用いる検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要................................................................................... 2.3.1-1

2. 3. 1. 2 米国の規制検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要.................. 2.3.1-6

2. 3. 1. 3 日米の検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要まとめ.............. 2.3.1-8

2. 3. 2 検査ガイド別の比較調査
2. 3. 2. 1........................................................................... 2.3.2.1-1GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイドにおける比較調査の結果................................................................... 2.3.2.1-8

2. 3. 2. 2

GI0005 特別検査運用ガイドにおける比較調査の結果 ................... 2.3.2.2-1

2. 3. 2. 3

GI0006 安全実績指標に関するガイドにおける比較調査の結果

2. 3. 2. 4GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド
における比較調査の結果... 2.3.2.3-1................................................................... 2.3.2.4-1

2. 3. 2. 5

BM1040 ヒートシンク性能における比較調査の結果

2. 3. 2. 6

BM1050 供用期間中検査に対する監督におけるi.................... 2.3.2.5-1

比較調査の結果.............................................................................. 2.3.2.6-1

2. 3. 2. 7

BM0060 保全の有効性評価における比較調査の結果

2. 3. 2. 8BM0110 作業管理における比較調査の結果

2. 3. 2. 9BO0010 サーベイランス試験における比較調査の結果

2. 3. 2. 10

BO1020 設備の系統構成における比較調査の結果....................... 2.3.2.10-1

2. 3. 2. 11

BO1030 原子炉起動停止における比較調査の結果....................... 2.3.2.11-1

2. 3. 2. 12

BO1040 動作可能性判断及び機能性評価における比較調査の結果

2. 3. 2. 13.................... 2.3.2.7-1.................................... 2.3.2.8-1................. 2.3.2.9-1.............................................................................. 2.3.2.12-1

BO0060 燃料体管理（運搬・貯蔵）における比較調査の結果.............................................................................. 2.3.2.13-1

2. 3. 2. 14

BO1070 運転員能力における比較調査の結果............................... 2.3.2.14-1

2. 3. 2. 15

BO2010 運転管理における比較調査の結果.................................. 2.3.2.15-1

2. 3. 2. 16

BO2020 臨界安全管理における比較調査の結果........................... 2.3.2.16-1

2. 3. 2. 17

BE0010 自然災害防護における比較調査の結果........................... 2.3.2.17-1

2. 3. 2. 18

BE0020 火災防護における比較調査の結果

2. 3. 2. 19

BE0021 火災防護（3 年）における比較調査の結果 ..................... 2.3.2.19-1

2. 3. 2. 20

BE0030 内部溢水防護における比較調査の結果

2. 3. 2. 21

BR0010 放射線被ばくの管理における比較調査の結果 ................ 2.3.2.21-1

2. 3. 2. 22

BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
における比較調査の結果................................... 2.3.2.18-1........................... 2.3.2.20-1............................................................... 2.3.2.22-1

2. 3. 2. 23

BR0030 放射線被ばく ALARA 活動における比較調査の結果

2. 3. 2. 24

BR0040 空気中放射性物質の管理と低減における比較調査の結果

2. 3. 2. 25.... 2.3.2.23-1.............................................................................. 2.3.2.24-1

BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理における比較調査の結果.............................................................................. 2.3.2.25-1

2. 3. 2. 26

BR0070 放射性固体廃棄物等の管理における比較調査の結果.... 2.3.2.26-1

2. 3. 2. 27

BR0080 放射線環境監視プログラムにおける比較調査の結果.... 2.3.2.27-1

2. 3. 2. 28

BR0090 放射線モニタリング設備における比較調査の結果........ 2.3.2.28-1

2. 3. 2. 29

BQ0010 品質マネジメントシステムの運用における比較調査の結果.............................................................................. 2.3.2.29-1

2. 3. 2. 30

BQ0050 事象発生時の初動対応における比較調査の結果 ............ 2.3.2.30-1

2. 3. 2. 31

BZ2010 非該当使用者等における比較調査の結果

2. 3. 2. 32

10 CFR Part 21 報告要件に関する検査ガイドの調査結果

2. 3. 2. 33

一般産業用工業品等採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）
に関する検査ガイドの調査結果

2. 3. 2. 34....................... 2.3.2.31-1............ 2.3.2.32-1.................................................... 2.3.2.33-1

運転認可更新（LR：License Renewal）に関する検査ガイド
ii

の調査結果 ....................................................................................... 2.3.2.34-1
2. 3. 2. 35

運転認可更新承認後サイト検査（PASI-LR：Post-Approval Site
Inspection for License Renewal）に関する検査ガイドの調査結果 ....................................................................................... 2.3.2.35-1

2. 3. 2. 36

運転認可更新適正申請時サイト検査（SI-TRA：Site Inspection
for Plants with a Timely Renewal Application）に関する検査ガイドの調査結果 ....................................................................................... 2.3.2.36-1

2. 3. 2. 37

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違の概要まとめ............................................... 2.3.2.37-1

2. 4 検査ガイドの比較調査まとめ ............................................................................. 2.4-1
3 検査ガイドの改善内容の検討 ..................................................................................... 3.1-1
3. 1 はじめに ............................................................................................................... 3.1-1
3. 2 検査ガイドの改善内容の検討結果 ..................................................................... 3.1-1
3. 2. 1 検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備 ........................ 3.1-1
3. 2. 2 検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直し ........................................... 3.2.2-1
3. 2. 3 分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化 ................................................................................................ 3.2.3-1
3. 2. 4 規制検査関連用語の定義の整備 .................................................................. 3.2.4-1
3. 2. 5 検査ガイドの目的の記載内容のスリム化 .................................................. 3.2.5-1
3. 2. 6 追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充 .................. 3.2.6-1
3. 2. 7 パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直し及び検査適用対象の再整理 ................................................................................. 3.2.7-1
3. 3 検査ガイドの改善内容の検討まとめ .................................................................. 3.3-1iii

4 まとめ......................................................................................................................... 4-1

iv

1

本事業の概要

1. 1

背景・目的

原子力規制庁は、2018 年より米国原子力規制委員会（以下「NRC」という。）が原子炉
監督プロセス（以下「ROP」という。）を参考に検査制度の見直しをすすめ、ROP に倣った検査制度として、2020 年より原子力規制検査の運用を開始した。新しい原子力規制検査
制度の運用に当たり、原子力規制庁が参照する検査ガイドを NRC の ROP に関連する検査ガイドの内容を参考に 2018 年～2019 年の新規制検査制度の検討時に策定した。新しい原子力規制検査の制度運用開始以降、原子力規制庁で原子力規制検査の運用を行いながら、適宜検査ガイドを改善するための改正を継続的に行っている。一方で、NRC においても、
ROP を運用しながら、改善のため NRC の検査ガイドを随時見直している。NRC の検査ガ
イドは、多数存在しており、原子力規制庁として NRC 検査ガイドの継続改善等 NRC 側の動向を把握し、原子力規制庁が参照する検査ガイドの継続改善に適宜検討、反映させることが求められる。
本調査は、原子力規制検査にて、原子力規制庁職員が原子力規制検査に関して用いる検査ガイドと米国原子力規制委員会（以下「NRC」という。）が原子炉監督プロセス（以下「ROP」という。
）を行う際に用いる検査ガイドを比較する調査を実施し、原子力規制検査の運用改善に資する情報を得ることを目的とする。
1. 2

実施内容

本事業の実施内容は、以下に示す「検査ガイドの比較調査」、「検査ガイドの改善内容の検討」から構成される。各項目についての調査から得られた結果を整理し、報告書にまとめる。
1. 2. 1 検査ガイドの比較調査
検査ガイドの比較調査では、仕様書に示されている原子力規制庁が参照する検査ガイドと NRC の検査ガイドの内容の比較調査し、その相違を調査する。具体的には、表 1.2.1-1に示す原子力規制庁と NRC の検査ガイドの内容の比較を行い、相違を調査し、調査した結果を整理し、まとめる。また、調査の過程で、表 1.2.1-1 に示す以外の NRC の検査ガイ
ドのうち、関連のある検査マニュアル（IMC）、検査手順書（IP）、関連の NRC 文書なども参考として活用した。本調査では、原子力規制庁から公開された原子力規制庁の検査ガイ
ドに関する情報ソース、及び NRC から公開された NRC の検査ガイドに関する情報スースを活用した。それぞれの情報ソースの詳細内容は、表 1.2.1-2 に示す。
1-1

原子力規制庁が参照する検査ガイドは、主に NRC の ROP に関連する検査ガイドの内容を参考に 2018 年～2019 年の新規制検査制度の検討時に策定された。この経緯を踏まえて、本年度の調査では、原子力規制庁の検査ガイドと同時期までに発行された NRC の検査ガイドと対応したものを中心に調査を行った。このほかに、現段階で原子力規制庁が用いる検査ガイドとして未整備で、近い将来日本でも必要とされるような検査ガイドとして、10 CFR Part 21、一般産業用工業品採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）、運転認
可更新（LR：License Renewal）、運転認可更新承認後サイト検査（PASI-LR：Post-Approval
Site Inspection for License Renewal）、運転認可更新適正申請時サイト検査（SI-TRA：Site
Inspection for Plants with a Timely Renewal Application）の検査ガイドを追加して調査した（2.3.2.32～2.3.2.36 参照）。さらに、2020 年以降に発行された NRC の検査ガイドの状況について、その主な概要を整理し、2.3.2.37 にまとめた（2.3.2.37 参照）。これらすべての調査
結果を整理し、本年度の調査報告書にまとめた。
表 1.2.1-1 原子力規制庁の検査ガイドと NRC の検査ガイド
NRC 検査ガイドのうち関連性があると思われるガイド（仕様書より）No.

NRA 検査ガイド

1GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド

2GI0005 特別検査運用ガイド

3GI0006 安全実績指標に関するガ
イド

IMC0608：Performance Indicator Program

GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド

IP95001:Supplemental Inspection Response to
Action Matrix Column 2 (Regulatory Response)
Inputs
IP95002:Supplemental Inspection Response to
Action Matrix Column 2 (Regulatory Response)
Inputs
IP95003:Supplemental Inspection Response to4

Enforcement Policy (関係部分のみ）
Enforcement Manual (関係部分のみ)
IMC0308 Att5 : Technical Basis for Enforcement
IMC0309: Reactive Inspection Decision Basis for
Reactors
IMC2507: Vendor Inspections
IMC2601: Reactive Inspection Decision Making
Process for Fuel Facilities
IP36100: Inspection of 10 CFR Part 21 andPrograms for Reporting Defects and Noncompliance
IP37805: Engineering Design Verification
Inspections
IP43002: Routine Inspections of Nuclear Vendors
IP43003: Reactive Inspections of Nuclear Vendors
IP43004: Inspection of Commercial-Grade
Dedication Programs
IP43006: Inspection of the Implementation of
Mitigation Strategies Order Regulating the Use of
National SAFER Response Centers
IP93812: Special Inspection

1-2

No.

5
6

BM1040 ヒートシンク性能
BM1050 供用期間中検査に対す
る監督

7

BM0060 保全の有効性評価

8BM0110 作業管理

9BO0010 サーベイランス試験

10

BO1020 設備の系統構成

11

BO1030 原子炉起動停止
BO1040 動作可能性判断及び機能性評価
共通ガイドの付録 3、4
BO0060 燃料体管理（運搬・貯
蔵）

12
13
14

BO1070 運転員能力

15
16
17

BO2010 運転管理
BO2020 臨界安全管理
BE0010 自然災害防護

18BE0020 火災防護

19BE0021 火災防護（3 年）20BE0030 内部溢水防護

21BR0010 放射線被ばくの管理

22BR0020 放射線被ばく評価及び個
人モニタリング23
24
25

NRC 検査ガイドのうち関連性があると思われるガイド（仕様書より）

NRA 検査ガイド

BR0030 放射線被ばく ALARA 活動BR0040 空気中放射性物質の管理と低減
BR0050 放射性気体・液体廃棄物

Action Matrix Column 2 (Regulatory Response)
Inputs
IP95003.01-02 計 2 件
IP71111.07: Heat Exchanger/Sink Performance
IP71111.08: Inservice Inspection Activities
IP71111.12: Maintenance Effectiveness
IP71111.24: Testing and Maintenance of Equipment
Important to Risk
IP71111.13: Maintenance Risk Assessments andEmergent Work Control
IP71111.18: Plant Modifications
IP71111.24: Testing and Maintenance of Equipment
Important to Risk
IP88070: Plant Modifications (Annual)
IP88072: Plant Modifications (Triennial)
IP71111.24: Testing and Maintenance of Equipment
Important to Risk （再掲）
IP71111.04: Equipment Alignment
IP88071: Configuration Management Program
IP71111.20: Refueling and Other Outage Activities
IP71111.15: Operability Determinations andFunctionality Assessments
IP60845: Operation of Inter-Unit Fuel Transfer
Canister and Cask System
IP71111.11: Licensed Operator Requalification
Program and Licensed Operator Performance
IP88020: Operational Safety
IP88015: Nuclear Criticality Safety
IP71111.01: Adverse Weather Protection
IP71111.05: Fire Protection
IP88055: Fire Protection
IP71111.21N.05: Fire Protection Team Inspection(FTPI)
IP71111.06: Flood Protection Measures
IP71124.01: Radiological Hazard Assessment andExposure Controls
IP71124.04: Occupational Dose Assessment
IP83100: Occupational Exposure During SAFSTOR
and DECON
IP88030: Radiation Protection
IP71124.01: Radiological Hazard Assessment andExposure Controls（再掲）IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control
and Mitigation
IP71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid
Effluent Treatment
1-3

の管理

26

BR0070 放射性固体廃棄物等の管理

27

BR0080 放射線環境監視プログラム

28

BR0090 放射線モニタリング設備

29

BQ0010 品質マネジメントシス
テムの運用

30

BQ0050 事象発生時の初動対応

31

BZ2010 非該当使用者等

32

NRC 検査ガイドのうち関連性があると思われるガイド（仕様書より）

NRA 検査ガイド

No.

その他気になるガイド

IP88045: Radiation Protection
IP71124.08: Radioactive Solid Waste Processing andRadioactive Material Handling, Storage, andTransportation
IP84850: Radioactive Waste Management Inspection of Waste Generator Requirements of 10
CFR Part 20 and 10 CFR Part 61
IP88035: Radioactive Waste Processing, Handling,
Storage, and Transportation
IP71124.07: Radiological Environmental Monitoring
Program
IP84525: Quality Assurance and Confirmatory
Measurements for In-Plant Radiochemical Analysis(Preoperational and Supplemental)
IP71124.05: Radiation Monitoring Instrumentation
IMC2523: NRC Application of the Reactor
Operating Experience Program in NRC Oversight
Processes
IP71152: NRC Application of the Reactor Operating
Experience Program in NRC Oversight Processes
IP71111.20: Refueling and Other Outage Activities(Fatigue Management)
IP71841: Human Performance
IP88161: Corrective Action Program (CAP)
Implementation at Fuel Cycle Facilities
IP35710: Quality Assurance Inspection of Software
Used in Nuclear Applications
IP40100: Independent Safety Culture Assessment
Follow-up
IP92720: Corrective Action
IP71153: Follow up of Events and Notices of
Enforcement Discretion
IP88075: Event Follow UP
IP83890: Closeout Inspection and Survey
IP84900: Low-Level Radioactive Waste Storage
IMC2525 App C にある特別かつあまり実施しな
い検査のうち P36100(再掲), 40100, 43004(再掲),
50001, 50003, 52003, 60715, 60845, 71002, 71003,
71004, 71007, 71013, 92702, 92709, 92711, 92712,
92722, 92723, 93002, 93100, 93800
湧出し対応的なガイド
IP87103 : Inspection of Materials Licensees
Involved in an Incident or Bankruptcy Filing
指摘事項等のフォローアップに関するガイド
IP92702(再掲), IP92703, IP92722（再掲）,
IP92723（再掲）
原子力規制庁との協議に応じて、他 10 件程
度、調査対象のガイドが増える可能性がある。

1-4

表 1.2.1-2 本調査で活用した主な情報ソース
No.
1

項 目
原子力規制庁の検査ガイド

2

NRC の検査ガイド

3

その他の NRCの検査ガイドの体系における参考資料

情報ソース
https://www2.nra.go.jp/activity/regulation/kiseikensa/guide_index.html
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/inspmanual/manualchapter/index.html
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/inspmanual/inspectionprocedure/index.html
https://www.nrc.gov/docs/ML2106/ML21062A084.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML2317/ML23179A127.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML1919/ML19190A266.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML1919/ML19190A266.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML2310/ML23102A025.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML1932/ML19324E320.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML1931/ML19319C175.pdf
https://www.nrc.gov/docs/ML2026/ML20261H390.pdf

1. 2. 2 検査ガイドの改善内容の検討
上記で調査した NRC、原子力規制庁の各々の検査ガイドの相違等をもとに、原子力規制庁が用いる検査ガイドに対する改善内容をまとめる。具体的には、日米検査ガイドの主な相違点を踏まえて、今後原子力規制検査の運用改善に資するような改善点を検討した。検討した改善点のうち、現行検査ガイドにおける主な要改善事項を整理し、検査ガイドの改善内容について実施した検討の結果をまとめた。
1. 2. 3 調査報告書の作成実施した本調査の結果を整理して、調査報告書にまとめた。
1. 3

実施期間

本事業の実施期間は、以下に示す。
実施期間：令和 5 年 10 月 27 日～令和 6 年 3 月 29 日まで

1-5

2

検査ガイドの比較調査

2. 1

はじめに

検査ガイドの比較調査では、原子力規制庁が参照する検査ガイド及び NRC の検査ガイドを対象に比較調査を実施した。具体的には、仕様書に示されている原子力規制庁と NRCの検査ガイドの内容の比較を行い、その相違を調査し、調査した結果を整理し、まとめた。
2. 2

検査ガイド比較調査の実施方法

今年度実施の検査ガイドの比較調査では、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRCの検査ガイドの現状を踏まえて、調査の精度をさらに上げるために、以下に示す実施方法で調査した。
第一ステップとして、仕様書に示されている原子力規制庁が参照する検査ガイド及びNRC の検査ガイドについて、新しい原子力規制検査制度の施行時期や原子力規制庁が用いる検査ガイドの状況等を踏まえて、日米の検査ガイドの発行時期、検査ガイド名、記載内
容の概要、両者間の対応関係などを中心に一次調査を行った。この中で、日米の検査ガイ
ド間で対応関係の高い検査ガイド、今後の原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善内容の検討に役立つような検査ガイドを中心に一次調査した結果を整理した。
第二ステップとして、一次調査での整理結果を踏まえて、現在原子力規制庁が用いる検査ガイドの中で利用頻度の高いもの、また、今後の検査ガイドの改善につながるようなものという観点で日米の検査ガイドについて詳細の調査を実施した。
さらに、現段階で原子力規制庁が用いる検査ガイドにはないが、今後、日本でも必要とされるようなものについても、追加の調査を行った。調査した結果を整理し、まとめた。
現段階で原子力規制庁が用いる検査ガイドにはないが、今後、日本でも必要とされるような検査ガイドとしては数多くあるが、その中で、特に近い将来、日本で必要とされる可能性の高いもの、たとえば、以下に示す NRC の検査ガイドについて、追加調査した。
今年度追加調査した NRC の検査ガイド：
・10 CFR Part 21 報告要件（Reporting of Defects and Noncompliance）に関する検査ガイド
・一般産業用工業品等採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）に関する検査ガイド
・運転認可更新（LR：License Renewal）に関する検査ガイド
・運転認可更新承認後サイト検査（PASI-LR：Post-Approval Site Inspection for License
Renewal）に関する検査ガイド
・運転認可更新適正申請時サイト検査（SI-TRA：Site Inspection for Plants with a Timely
Renewal Application）に関する検査ガイド

2. 1 - 1

2. 3

検査ガイドの比較調査結果

原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドについて、比較調査した結果を以下に示す。
比較調査した結果のうち、検査ガイドの共通事項として、日米の検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要を 2.3.1 に示す。
検査ガイド別の比較調査結果を 2.3.2.1～2.3.2.36 に示す。うち、2.3.2.1～2.3.2.31 に、日本の検査ガイドを中心にして、これに対応する NRC の検査ガイドを選定し、それとの比較調査結果を示した。NRC の検査ガイドは、原子力規制庁が用いる検査ガイド作成当時にベースとされた 2020 年より前のバージョンを選定して使用した。2.3.2.32～2.3.2.36 に、NRC にはあるが、日本にはない検査ガイドのうち、原子力規制庁として関心のあるもので、近い将来日本でも必要とされるような検査ガイドについて、同様の比較項目を用いて主な内容を整理した。
また、2.3.2.37 に、2020 年以降に発行された NRC の検査ガイドの状況について、その主な概要を整理し、参考資料としてまとめた。
2. 3. 1 日米の検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要について
原子力規制庁が用いる検査ガイド、NRC の検査ガイドにおいて、それぞれの法体系や考え方など国事情のほか、施行の開始時期、これまでの実施経緯、検査経験、ガイドの内容など大きく異なる。そのため、検査ガイドの全体体系や図書構成に、現状、共通する部分がある
ものの、大部分が異なっている。今後の原子力規制庁の検査ガイドの改善に寄与することを目的に、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドの状況等を踏まえて、日米の原子力規制検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要について調査した。
以下に、調査、整理した日米の原子力規制検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要の内容を示す。
2. 3. 1. 1 原子力規制庁が用いる検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要
日本の原子力規制検査ガイドの整備は、米国 ROP の検査ガイドを参考に、日本の状況に合わせて独自に作成された。現行の検査ガイドは、主に 2020 年 4 月 1 日より始まった新たな検査制度（原子力規制検査）（日本版 ROP）の本格運用に合わせて整備された。以降、必要に応じて都度小規模の改訂を行った検査ガイドもあるが、主に表現の見直しなど検査ガイドの中身に関するものが中心となっていた。各検査ガイドの図書構成などについてはそう大きな変更がされていない。
日本の原子力規制検査ガイドの全体体系について、現状では、以下の図 2.3.1-1 に示すよう

2.3.1 - 1

な 4 段階の体系をなしている。このうち、原子力規制検査活動で実際に使用する検査ガイド（実務運用ガイド）は、主に第 3 階層にある「原子力規制検査等実施要領」（上位図書）、第4 階層に位置するものは以下に示す 10 種類の検査ガイド群（下位図書）で構成されている。
①共通事項に係る検査運用ガイド②基本検査運用ガイド③追加検査運用ガイド／特別検査運用ガイド④検査実施事務手続きガイド各種検査ガイド⑤検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド⑥重要度評価等の事務手順運用ガイド⑦原子力安全／核物質防護に係る重要度評価に関するガイド⑧安全実績指標に関するガイド⑨事業者 PRA モデルの適切性確認ガイド⑩原子力規制検査における規制措置ガイド
表 2.3.1-1 に、検査ガイド上位図書「原子力規制検査等実施要領」の図書構成を示す。検査
ガイド下位図書の「共通事項に係る検査運用ガイド」、「基本検査運用ガイド（BM、BO、BE、BR、BZ 系）」、「制度運用ガイド（GI 系）」など、代表的な検査ガイドの基本構成を表
2.3.1-2～表 2.3.1-7 に示す。

第1階層 政令

原子力規制検査の施行日政令、整備政令第2階層 規則

原子力規制検査等に関する規則

第3階層 上位図書

原子力規制検査等実施要領

第4階層 下位図書

共通事項に係る検査運用ガイド
基本検査運用ガイド
追加検査運用ガイド／特別検査運用ガイド
検査実施事務手続きガイド各種検査ガイド
検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド
重要度評価等の事務手順運用ガイド
原子力安全／核物質防護に係る重要度評価に関するガイド
安全実績指標に関するガイド
事業者PRAモデルの適切性確認ガイド
原子力規制検査における規制対応措置ガイド

図 2.3.1-1 日本の原子力規制検査ガイド全体体系の概略図

2.3.1 - 2

表 2.3.1-1 上位図書「原子力規制検査等実施要領」の構成
No.

項目

内容

1

図書カバー頁

図書名、発行時期、発行元、最終改訂

2

目次

図書の目次

3

目的

原子力規制検査等実施要領の目的（法規定による規制措置、法定確認行為等の明確化）

4

原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要
素検査の体系、安全実績指標等の確認・評価、検査
指摘事項の重要度評価、検査結果の通知及び公表、対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）、
特別検査の実施に係る判断、総合的な評定、総合的な評定の結果の通知及び公表、検査結果に基づく規制措置の検討等に関するガイドラインなど

5

検査の実施に係る手順

検査計画、検査の実施、検査報告書の作成の手順

6

法定確認行為等と原子力規制検査の関係申請等の受理、原子力規制検査の結果の確認

表 2.3.1-2 「共通事項に係る検査運用ガイド」の基本構成
No.

項目

内容

1

目的

共通事項に係る検査運用ガイドの目的

2

検査の概要

関係者の役割、検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度

3

検査の計画

検査の計画

4

検査の実施

検査準備、検査運用ガイド活用の考え方、フリーアクセス、インタビュー、サンプル数、気付き事項の評価、会議の開催、検査実施者、検査実施人数及び検査時間

5

検査報告書の作成

検査報告書の作成

6

深刻度の評価及び規制措置の立案

深刻度の評価及び規制措置の立案

7

検査結果の取りまとめ

基本検査結果の報告、原子力規制委員会での決定

付録

用語の定義、事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視、動作可能性の確認、事前調整の
妥当性確認

8

2.3.1 - 3

表 2.3.1-3 「基本検査運用ガイド（BM、BO、BE、BR、BZ 系）」の主な基本共通構成
No.

項目

内容

1

監視領域

大分類、小分類、検査分野のみ

2

検査目的

各基本検査ガイドの目的

3

検査要件

検査対象、検査の体制､頻度及びサンプル数、

4

検査手順

検査対象の選定、検査の実施、問題点の特定と解決に関する確認

検査手引

検査前準備に係る留意事項（検査対象選定の際のリ
スク情報活用に関する留意事項など）、検査実施上の手引及び関連する留意事項（本検査を行う際の留意事項など）、現場確認を行う際の視点など（ガイドごとに記載項目内容などの違いがある）

5

表 2.3.1-4 「制度運用ガイド（GI 系）」の基本構成（GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイドの場合）
No.

項目

内容

1

目的

共通事項に係る検査運用ガイドの目的

2

適用範囲

検査ガイドの適用範囲に関する内容

3

規制措置プロセス

事案に対する規制措置のスクリーニング、事案の深刻度の評価、規制措置の立案

4

規制措置後の検査による対応状況等の確認

規制措置後の検査による対応状況等の確認

表 2.3-5 「制度運用ガイド（GI 系）」の基本構成（GI0005 特別検査運用ガイドの場合）
No.

項目

内容

1

目的

検査ガイドの目的

2

特別検査の流れ

特別検査の流れに関する内容

3

特別検査の要否・体制の判断

特別検査の要否・体制の判断

4

特別検査の実施

特別検査の実施

5

検査結果の取りまとめ

特別検査結果の取りまとめ

2.3.1 - 4

表 2.3.1-6 「制度運用ガイド（GI 系）」の基本構成（GI0006 安全実績指標に関するガイドの場合）
No.

項目

内容

1

目的

検査ガイドの目的

2

適用範囲

検査ガイドの適用範囲

3

定義

用語の定義

4

安全実績指標の設定

安全実績指標の設定

5

安全実績指標の受理及び手続

安全実績指標の受理及び手続

6

安全実績指標の検証

安全実績指標の検証

7

安全実績指標の変更

安全実績指標の変更

8

安全実績指標による対応区分の変更の手続

安全実績指標による対応区分の変更の手続

9

別紙

安全実績指標、カラー、定義、算定方法、必要データ、評価時期などの内容

注）安全実績指標（PI）：Performance Indicator
表 2.3.1-7 「制度運用ガイド（GI 系）」の基本構成（GI0011 追加検査運用ガイドの場合）
No.

項目

内容

1

目的

検査ガイドの目的

2

用語の定義

用語の定義

3

検査要件

検査の要件

4

追加検査の実施内容

追加検査の開始、追加検査実施の体制に関する内容

5

追加検査結果を踏まえた対応

追加検査結果の報告及び対応区分への反映、基本検
査への反映

6

検査等の実施に係る手続追加検査の実施に係る事業者への通知、追加検査完了後の手続

2.3.1 - 5

2. 3. 1. 2 米国の規制検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要
NRC の検査ガイドの全体体系は、図 2.3.1-2 に示すような体系をなしている。各検査ガイド
は、基本、上位図書である検査マニュアル（IMC）と下位図書の検査手順書（IP）でセットになっている。
IMC は、主に検査プログラムの方針を示す。IP は、検査方針の実施（検査手順など）の細則を具体的に示す。この IMC 図書は、原子力規制庁が用いる検査ガイドの体系にないものである。各 IMC、IP には、各々の検査目的に合わせて作られた膨大な数の図書があり、かなり細分化（詳細化）されている。

上位図書
検査マニュアル（IMC）

下位図書
検査手順書（IP）＊基本検査、追加検査
特別検査（臨時、事故対応等）

注）Operating Experience Smart Sample（OpESS）は運転経験を検査官用に編集したもの
Temporary Instruction（TI）は臨時（特別）検査（通常、有効期間は 1 年以内）
図 2.3.1-2 米国の原子力規制検査ガイド全体体系の概略図
NRC の検査ガイド（IMC、IP）の図書構成の代表例を表 2.3.1-8、2.3.1-9 に示す。

2.3.1 - 6

表 2.3.1-8 検査ガイド（IMC）の図書構成の例（IMC0608 PERFORMANCE INDICATOR PROGRAM 2019 版の場合）
No.

項目

内容

1

図書カバー頁（COVER PAGE）

IMC 番号、名称等

2

目次（TABLE OF CONTENTS）

目次

3

目的（PURPOSE）

目的

4

目標（OBJECTIVES）

目標

5

適用（APPLICABILITY）

検査ガイドの適用範囲

6

定義（DEFINITIONS）

用語の定義

7

責任と権限（RESPONSIBILITIESAND AUTHORITIES）

担当部署長の権限と責任＊IMC が方針を示すため、具体的な検査要件の内容がない。
・ROP フレームワークの背景
・PI

8要件（REQUIREMENTS）

9

ガイダンス（GUIDANCE）

10

安全実績指標データの送付と処理（PI DATA SUBMISSION AND
PROCESSING）

・報告する PI データ
・PI データの NRC への送付
・運転停止延長における PI データの提出

11

安全実績指標の検証（PI VERIFICATION）

・安全実績指標の検証
・不一致または報告されない PI
・運転停止延長12

フィードバックと解釈の相違（FEEDBACK AND DIFFERENCESIN INTERPRETATION）

・NEI 99-02 解釈の相違
・FAQ プロセス・PI プログラムに関する一般的なフィード
バック
・クローズ

13

参考文献（REFERENCES）

参考文献の記載（関連の IMC、IP、NEI、
RIS、SECY など）

14

附属書（ATTACHMENTS）

・PI 関連質問とフィードバックに対処するためのフローチャート
・図書改訂履歴

2.3.1 - 7

表 2.3.1-9 検査ガイド（IP）の図書構成の例（IP 93812 SPECIAL INSPECTION 2022 版の場合）
No.

項目

内容

1

適用するプログラム（PROGRAMAPPLICABILITY）

対応する IMC（複数）2

検査目標（INSPECTION OBJECTIVE）

検査の目標

3

検査要件
（INSPECTION REQUIREMENTS）

検査の要件
・特別検査のリーダー
・特別検査チームメンバー

4

検査ガイダンス（INSPECTION GUIDANCE）

・範囲
・検査スケジュール・コミュニケーション
・特別検査リーダーの適格性・リソース・検査チーム（可能な場合）
・図書

5リソース見積（RESOURCE ESTIMATES）

リソースの推定

6

完了（PROCEDURE COMPLETION）

・検査目標の達成、検査の完了確認
・検査報告書の発行

7

参考文献（REFERENCES）

参考文献の記載（関連 MD、IMC、IP 等）

8

附属書（ATTACHMENTS）

図書改訂履歴2. 3. 1. 3 日米の検査ガイドの全体体系及び図書構成の概要まとめ
日米の検査ガイドの全体体系、図書構成とも、かなり異なっている。全体体系について、
例えば、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、第一階層が政令、第二階層が規則、実際の検査ガイド自体は、第三階層の上位図書（1 図書しかない）と第四階層の下位図書（10 種類のガイド群）で構成している。これに対して、NRC の検査ガイドでは、検査に使う IMC、IPで構成する二階層を基本としている。
図書構成について、表 2.3.1-1～表 2.3.1-7 に示すように、原子力規制庁が用いる検査ガイド
では、基本検査ガイド系は標準化されているが、制度運用ガイド（GI 系、第 4 階層）では各々の図書構成が異なっており標準化されていない。NRC の検査ガイドにおいて、検査ガイ
ド IMC では、表 2.3.1-8 検査ガイド（IMC）の図書構成の例のように、目次に始まり、目的→
目標→適用→定義→責任と権限→要件→ガイダンス→○○○の送付と処理→○○○の検証→
フィードバックと解釈の相違を経て、最後に必ず参考文献、附属書（関係資料、改訂履歴）
で終わるように図書を作成されている。検査ガイド IP では、表 2.3.1-9 検査ガイド（IP）の図

2.3.1 - 8

書構成の例のように、適用するプログラムに始まり、検査目標→検査要件→検査ガイダンス→リソース見積→完了を経て、ここでも、最後に必ず参考文献、附属書（関係資料、改訂履歴）で終わるようになっている。このように、NRC の検査ガイドの図書構成は、すべて同じ
ようになっているとは限らないが、図書構成の流れ（スタイル）をある程度統一的に保っている。
また、検査ガイド図書のボリュームについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは比較的ページ数が少なく、ページ数で一桁以下のボリュームのものが多い。対して、NRC の検査
ガイドは比較的分厚いものが多く、平均で数十頁ぐらい、中には 100 頁もしくはそれ以上といった検査ガイドもある。ボリュームの多寡で、検査ガイドの良し悪しを判断するものではないが、検査ガイドの内容の充実度という点において、NRC の検査ガイドのほうが圧倒的に充実しているように見てとれる。
図書の改訂情報の記載についても、日米の検査ガイドには違いがある。NRC の検査ガイド
では、図書の終わりに必ず改訂情報を付している。改訂情報の記載については、日米の検査ガイドでも以下に示すような主な相違点がある。
記載情報の量について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、改訂日付、簡潔な改訂履
歴などごく簡単に改訂情報を記載している。特に改訂内容記載が簡単なキーワードか短い表
現で記載されていることが多い。また、改正理由は「記載適正化」といった記載をしているのみ、どこがどのように改訂されたのかを特定するのが難しい。対して、NRC 検査ガイドには、Revision History として改訂履歴が大きな表で示されており、過去の検査手順書（IP）情報（検索のための ML 番号）、改訂理由（数行）、Change Notice No.（改訂通知番号）などが記載されており、過去の検査ガイドが特定できる又はそれに直接飛べるようになっている（リンクが張ってある）。どの改訂において、どこの何をどう改訂したかなど、改訂履歴を通じて主な改訂の概要を比較的に掴みやすくなっている。さらに、検査ガイドの改訂部分が明示されている（赤字になっている、縦バーが表示されているなど）ので、どこが改訂された
かよくわかる。
改訂の記載手法について、NRC の検査ガイドの改訂では、検査ガイド本体の中で、従前の版と区別できるように、改訂したすべての関係箇所を赤字で示している。いつ、どこで、どのように改訂されたかは、一目でわかるようになっている。この点、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改訂版では、赤字による表記がなく、従前の版との違いは見えない（分かりにくい）。
そのほか、NRC の検査ガイドでは、より詳細な実施要領及び技術的根拠として別の関連文書、例えば、行政措置マニュアル（Enforcement Manual）、IMC0308 附属書 5「行政措置の技
術基準」（IMC0308 Att5 : Technical Basis for Enforcement）といった関連文書がある。検査活動の中で、検査官がちょっとした不明点や疑問等があれば、こういった関連文書を参考すれば良い。

2.3.1 - 9

2. 3. 2 検査ガイド別の比較調査結果
以下の 2.3.2.1～2.3.2.37 に、表 2.3.2-1 にある各項目について調査し、整理した内容を示す。
なお、下表で関連性があると思われる NRC の検査ガイドが複数示されているものについては、公開資料「 新たな検査制度（原子力規制検査）で用いる検査実務に係る運用ガイド案
について」（令和 2 年 3 月 25 日、原子力規制庁）の一覧表 検査実務に係る運用ガイドリスト」の「 参考にした NRC IP」を参照し、中心となる比較対象を絞り込んだ「（詳細は表 2.4-1
参照）。
表 2.3.2-1 日米の検査ガイドにおける調査項目一覧
項目

原子力規制庁が用い関連性があると思われる NRC の検査ガイド

番号る検査ガイド（仕様書より）

1

GI0004 原子力規制

Enforcement Policy （関係部分のみ）検査における規制措Enforcement Manual （関係部分のみ）

置に関するガイド

IMC0308 Att5 : Technical Basis for Enforcement
IMC0309: Reactive Inspection Decision Basisfor Reactors
IMC2507: Vendor Inspections
IMC2601: Reactive Inspection Decision Making
Process for Fuel Facilities
IP36100: Inspection of 10 CFR Part 21 andPrograms for Reporting Defects andNoncompliance

2GI0005 特別検査運用ガイド

IP37805: Engineering Design Verification
Inspections
IP43002: Routine Inspections of Nuclear Vendors
IP43003: Reactive Inspections of Nuclear
Vendors
IP43004: Inspection of Commercial-Grade
Dedication Programs
IP43006: Inspection of the Implementation of
Mitigation Strategies Order Regulating
the Use of National SAFER Response Centers
IP93812: Special Inspection

3

GI0006 安全実績指標に関するガイド

IMC0608：Performance Indicator Program

2.3.2.1 - 1

備考

項目

原子力規制庁が用い関連性があると思われる NRC の検査ガイド

番号る検査ガイド（仕様書より）

備考

IP95001:Supplemental Inspection Response to
Action Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs
IP95002:Supplemental Inspection Response to
GI0011 原子力規制
4

検査における追加検査運用ガイドAction Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs
IP95003:Supplemental Inspection Response to
Action Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs
IP95003.01: Emergency Preparedness
IP95003.02: Guidance for Conducting an
Independent NRC Safety Culture Assessment

56

7BM1040 ヒートシン
ク性能
BM1050 供用期間中検査に対する監督
BM0060 保全の有効性評価

IP71111.07: Heat Exchanger/Sink Performance
IP71111.08: Inservice Inspection Activities
IP71111.12: Maintenance Effectiveness
IP71111.24: Testing and Maintenance ofEquipment Important to Risk
IP71111.13: Maintenance Risk Assessments andEmergent Work Control
IP71111.18: Plant Modifications

8

BM0110 作業管理

IP71111.24: Testing and Maintenance ofEquipment Important to Risk
IP88070: Plant Modifications （Annual）
IP88072: Plant Modifications （Triennial）

9
10
11
12

BO0010 サーベイラ
ンス試験

IP71111.22: Surveillance Testing

BO1020 設備の系統

IP71111.04: Equipment Alignment

構成

IP88071: Configuration Management Program

BO1030 原子炉起動

IP71111.20: Refueling and Other Outage

停止

Activities

BO1040 動作可能性

IP71111.15: Operability Determinations and

判断及び機能性評価

Functionality Assessments

2.3.2.1 - 2

IP の誤記訂正

項目

原子力規制庁が用い関連性があると思われる NRC の検査ガイド

番号る検査ガイド（仕様書より）

備考

共通ガイドの付録
3、4
13

BO0060 燃料体管理

IP60845: Operation of Inter-Unit Fuel Transfer（運搬・貯蔵）Canister and Cask System

14

BO1070 運転員能力

15

BO2010 運転管理

16
17
18
19
20
21

BO2020 臨界安全管
理BE0010 自然災害防護
BE0020 火災防護

24

25

26

IP88020: Operational Safety
IP88015: Nuclear Criticality Safety
IP71111.01: Adverse Weather Protection
IP71111.05: Fire Protection
IP88055: Fire Protection
IP71111.21N.05: Fire Protection Team Inspection（3 年）（FTPI）

BE0030 内部溢水防護IP71111.06: Flood Protection Measures

BR0010 放射線被ば

IP71124.01: Radiological Hazard Assessment

くの管理

and Exposure Controls

く評価及び個人モニタリング

23

Program and Licensed Operator Performance

BE0021 火災防護

BR0020 放射線被ば
22

IP71111.11: Licensed Operator Requalification

IP71124.04: Occupational Dose Assessment
IP83100: Occupational Exposure During
SAFSTOR and DECON
IP88030: Radiation Protection

BR0030 放射線被ば

IP71124.02: Occupational ALARA Planning and

IP の誤記く ALARA 活動

Controls

訂正BR0040 空気中放射

IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity

性物質の管理と低減

Control and Mitigation

BR0050 放射性気IP71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid

体・液体廃棄物の管Effluent Treatment

理

IP88045: Radiation Protection

BR0070 放射性固体
廃棄物等の管理

IP71124.08: Radioactive Solid Waste Processing
and Radioactive Material Handling, Storage, andTransportation

2.3.2.1 - 3

項目

原子力規制庁が用い関連性があると思われる NRC の検査ガイド

番号る検査ガイド（仕様書より）
IP84850: Radioactive Waste Management Inspection of Waste Generator Requirements of
10 CFR Part 20 and 10 CFR Part 61.
IP88035: Radioactive Waste Processing,Handling, Storage, and Transportation
IP71124.07: Radiological Environmental
Monitoring Program

27

BR0080 放射線環境

IP84525: Quality Assurance and Confirmatory

監視プログラム

Measurements for In-Plant
Radiochemical Analysis （Preoperational andSupplemental）

28

BR0090 放射線モニ

IP71124.05: Radiation Monitoring

タリング設備

Instrumentation
IMC2523: NRC Application of the Reactor
Operating Experience Program in NRC
Oversight Processes
IP71152: NRC Application of the Reactor
Operating Experience Program in NRC
Oversight Processes

BQ0010 品質マネジ
29

メントシステムの運用IP71111.20: Refueling and Other Outage
Activities （Fatigue Management）
IP71841: Human Performance
IP88161: Corrective Action Program （CAP）
Implementation at Fuel Cycle Facilities
IP35710: Quality Assurance Inspection ofSoftware Used in Nuclear Applications
IP40100: Independent Safety Culture Assessment
Follow-up
IP92720: Corrective Action

30

31

BQ0050 事象発生時の初動対応

IP71153: Follow up of Events and Notices of
Enforcement Discretion
IP88075: Event Follow UP

BZ2010 非該当使用

IP83890: Closeout Inspection and Survey

者等

IP84900: Low-Level Radioactive Waste Storage

2.3.2.1 - 4

備考

項目

原子力規制庁が用い関連性があると思われる NRC の検査ガイド

番号る検査ガイド（仕様書より）

備考

IP36100: Inspections of 10 CFR Part 21 and
32-

Programs for Reporting Defects and追加調査

Noncompliance
33

-

34

-

35

-

36

-

IP43004: Inspection of Commercial-Grade
Dedication Programs
IP71002: License Renewal Inspection
IP71003: Post-Approval Site Inspection forLicense Renewal
IP71013 Site Inspection for Plants with a Timely
Renewal Application

追加調査
追加調査
追加調査
追加調査

上記 32～36 には、仕様書の その他気になるガイド」の調査を踏まえて選定した検査ガイドが含まれる。参考として、 その他気になるガイド」の一覧を表 2.3.2-2 に示す。概略を括弧内に付記した。
表 2.3.2-2

その他気になるガイド」の一覧

IP 番号

NRC 検査ガイド（IP）のタイトル

36100

Inspections of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects andNoncompliance（実用炉の Part 21 欠陥・不適合報告要件に関する検査）

40100

Independent Safety Culture Assessment Follow-up（実用炉の安全文化指摘事項に関するフォローアップ検査）

50001

Steam Generator Replacement Inspection（実用炉の SG 取替に関する検査）

50003

Pressurizer Replacement Inspection（実用炉の加圧器取替に関する検査）

52003

Digital Instrumentation and Control Modification Inspection（実用炉のデジタル計装化に関する検査）

60715

Spent Fuel Pool Safety at Operating Reactors（実用炉の運転中原子炉の使用済燃料プールに関する検査）

60845

Operation of Intra-Unit Fuel Transfer Canister and Cask System（実用炉の号機間燃料輸送に関する検査）

71002

License Renewal Inspection

2.3.2.1 - 5

IP 番号

NRC 検査ガイド（IP）のタイトル（実用炉の運転認可更新に関する検査）

71003

Post-Approval Site Inspection for License Renewal（実用炉の運転認可更新の承認後のサイト検査）

71004

Power Uprate（実用炉の出力増強に関する検査）

71007

Reactor Vessel Head Replacement Inspection（実用炉の炉容器ヘッド取替に関する検査）

71013

Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application（実用炉の運転認可更新適正申請時サイト検査）

92702

Follow-up on Traditional Enforcement Actions Including Violations, Deviations,
Confirmatory Action Letters, and Orders（実用炉・燃料サイクル施設等の従来型違反に関するフォローアップ検査）

92709

Contingency Plans for Licensee Strikes or Lockouts（実用炉・燃料サイクル施設等のストライキ・ロックアウト時の非常事態対応
計画に関する検査）

92711

Implementation of Licensee Contingency Plans During a Strike/Lockout（実用炉・燃料サイクル施設等のストライキ・ロックアウト時の非常事態対応
計画の実施に関する検査）

92712

Resumption of Normal Operations After a Strike/Lockout（実用炉・燃料サイクル施設等のストライキ・ロックアウト解除後の通常時復帰に関する検査）92722

Follow-up Inspection for Any Severity Level I or II Traditional Enforcement Violationor for Two or More Severity Level III Traditional Enforcement Violations in a 12 Month
Period（実用炉・燃料サイクル施設等の従来型違反（SL-I／II 又は 2 つ以上の SL-III）に関するフォローアップ検査）

92723

Follow-up Inspection for One Severity Level III and Two Severity Level IV Traditional
Enforcement Violations or for Three or More Severity Level IV Traditional Enforcement
Violations in the Same Area in a 12-Month Period（実用炉・燃料サイクル施設等の従来型違反（１つの SL-III 及び２つの SL-IV、又は 3 つ以上の SL-IV）に関するフォローアップ検査）

93002

Managing Fatigue（実用炉の作業従事者の疲労管理に関する検査）

93100

Safety-Conscious Work Environment Issue of Concern Follow-up（実用炉・燃料サイクル施設等の安全を重視する職場環境の懸念に関するフォ

2.3.2.1 - 6

IP 番号

NRC 検査ガイド（IP）のタイトル
ローアップ検査）

93800

Augmented Inspection Team
（実用炉の事象に対する拡大特別検査チームによる検査）

87103

Inspection of Materials Licensees Involved in an Incident or Bankruptcy Filing（材料
ライセンシーの事象又は破産申請状態に関する検査）

2.3.2.1 - 7

2. 3. 2. 1

GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイドにおける比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.1-1 にまとめた。
・GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド、改正 2、2022/06/16
・Enforcement Policy, May 28, 2019
2. 3. 2. 1. 1 目的
日米の検査ガイドとも目的を記載しているが、それぞれ内容は異なる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、ガイドの位置づけ「（検査指摘事項となった場合の重要度及び違反の深刻度を踏まえた規制措置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）と目的「（違反の特定から合規制措置の決定に至るまでのプロセスの明確化）を記載している。
NRC の検査ガイドは、規制措置の目的「（NRC のミッションをサポートするために規制遵守を確保し、重要度に応じた違反処分をすることにより、事業者に規制遵守の重要性を認識させて違反を防ぐ）を記載している。
2. 3. 2. 1. 2 適用範囲
日米の検査ガイドともに、実用炉設置者だけでなく、すべての規制対象者を対象にしている。
具体的には、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、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、廃棄事業者及び核燃料物質使用者を対象としている。
NRC の検査ガイドでは、NRC 規制対象となる事業者、申請者のほか、規制対象となる非事業者、個人（事業者又は非事業者の被雇用者）を対象としている。
2. 3. 2. 1. 3 規制措置プロセス
日米の検査ガイドともに 3 段階のステップを説明しているが、詳細度が大きく異なる。原
子力規制庁が用いる検査ガイドは、3 段階のステップを簡潔に説明している。NRC の検査
ガイドは、3 段階のステップを詳しく説明するとともに、規制対象者のカテゴリ別に、違反の重要度に対応する事例を豊富に示している。

2.3.2.1 - 8

2. 3. 2. 1. 4 規制措置後の検査による対応状況等の確認
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、 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」として簡単に記載している。詳細は示していない。
NRC の検査ガイドには、この部分に対応する記載はない。
（「 基本検査、追加検査、特別検査については、それぞれ個別に検査ガイドが整備されている。）
2. 3. 2. 1. 5 別紙・付属書
日米の検査ガイドとも、図表を掲載している。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、規制措置の決定フロー図がある。NRC の検査ガイドには、一般的な規制プロセス、違反のエ
スカレーション、情報セキュリティの違反の重要度決定、罰金に関する図表がある。

2.3.2.1 - 9

表 2.3.2.1-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（規制措置）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド【ガイド】Enforcement Policy

Rev.2 2022/06/16（May 28, 2019）

項目

主な内容

両者間の主な相違点

項目

主な内容
The NRC Enforcement Policy supports the NRC’s

本ガイドは、原子力規制検査において特定されmission to ensure adequate protection of public health

た法令違反（以下 違反」という。）について、and safety, promote the common defense and security,

意図的な不正行為の有無、原子力安全への実影

and protect the environment. Adequate protection is

日米の検査ガイドとも目的を記載しているが、それ響の有無及び原子力規制委員会の規制活動へのpresumptively assured by compliance with NRC

ぞれ内容・表現は異なる。

影響の有無を踏まえて、原子力規制庁において

requirements. Compliance with NRC requirements,

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査ガイドの違反の深刻度を評価し、検査指摘事項となった

including regulations, technical specifications, license

位置づけ（検査指摘事項となった場合の重要度及び場合の重要度及び違反の深刻度を踏まえた規制

conditions, and Orders, provides reasonable assurance

違反の深刻度を踏まえた規制措置を立案するための措置（※１）を立案するための基本的な考え方及to the NRC and the public that safety and security are

基本的な考え方及びプロセスを示した）と目的（違反being maintained. The application of this Policyの特定から合規制措置の決定に至るまでのプロセス

規制措置は原子力規制委員会において決定されensures that associated enforcement actions properlyの明確化）を記載している。

るものであり、原子力規制庁は本ガイドを適用

reflect the safety or security significance of such

NRC の検査ガイドは、規制措置の目的（NRC のミッ

して違反の深刻度の評価及び規制措置を立案す

violations. Consistent with this objective, theションをサポートするために規制遵守を確保し、重ることにより、この決定に資する。

Enforcement Policy endeavors to do the following:

要度に応じた違反処分をすることにより、事業者に本違反の特定から規制措置の決定に至るまでのプa. Deter noncompliance by emphasizing the importance

規制遵守の重要性を認識させて違反を防ぐ）を記載

文

ロセスの明確化により、被規制者が法令遵守のof compliance with NRC requirements.

している。

重要性を認識し、違反に対する是正処置を迅速

b. Encourage prompt identification and prompt

かつ適切に実施することが期待される。

comprehensive correction of violations of NRC

目的びプロセスを示したものである（図１参照）。

Purposerequirements.

本ガイドは、法第 57 条の８で定義されている
適用範囲

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。

Applicability

The Enforcement Policy applies to all NRC licensees

日米の検査ガイドともに、すべての規制対象者を対

and applicants, to various categories of nonlicensees,

象にしている。

and to individual employees of licensed and具体的には、日本の規制対象者は次の※２及び※３

nonlicensed entities involved in NRC-regulatedである。

activities. These include, but are not limited to the※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉

following:

設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、

a. organizations and individuals holding NRC licenses

使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及b. license applicants

び使用者

c. contractors and subcontractors to NRC licensees※３ 製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や

d. holders of and applicants for various NRC

核原料物質核原料物質使用者

approvals, including, but not limited to:

一方、NRC の検査ガイドでは、NRC 規制対象となる

2.3.2.1 - 10

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド【ガイド】Enforcement Policy

Rev.2 2022/06/16（May 28, 2019）

項目

主な内容

両者間の主な相違点

項目

主な内容
1. NRC certificates of compliance

事業者、申請者、非事業者、個人（事業者又は非事業

2. early site permits

者の被雇用者）を対象としている。

3. standard design certifications
4. quality assurance （QA） program approvals
5. certifications
6. limited work authorizations （LWA）
7. construction authorizations
8. other permits and forms of NRC approvale. vendors supplying safety-related components to
NRC licensees
f. employees of any of the above

規制措置プロセス

規制措置の検討プロセスは、以下のステップで

The NRC’s enforcement process has the following

行う。

basic steps.

①事案に対する規制措置のスクリーニング

NRC（規制措置の要否を検討すべき事案の特定）PROCESSENFORCEMENT a. First, violations must be identified.
b. Next, the NRC must assess the severity or②事案の深刻度の評価

significance of the violation.

③規制措置の立案、決定及び事業者への通知

c. Finally, the NRC must disposition the violation.

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、３段階のステップを簡潔に説明しているのみである。一方、NRCの検査ガイドは、３段階のステップを詳しく説明するとともに、規制対象者のカテゴリ別に、違反の重要度事例を豊富に例示している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは簡単に記載している（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、法に基づく措置命令等を行った場合において規制措置後の検査によるは、原子力規制検査の追加検査、特別検査のほ対応状況等の確認

か、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施

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）。詳細は示していない。
・NRC の検査ガイドに、この部分の記載はない。
（基状況を基本検査で確認する。

本検査、追加検査、特別検査については、それぞれ個別に相当なボリュームの検査ガイドが整備されている。）
Figure 1. How the NRC Regulates
Figure 2. Escalation Process

別紙・附属書図１ 規制措置の決定フロー

Tables and Figures

Figure （no title） （6.3 Information Security: a fourstep approach will be applied to determine the severity
level of the violation）
TABLE A Base Civil Penalties

2.3.2.1 - 11

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド【ガイド】Enforcement Policy

Rev.2 2022/06/16（May 28, 2019）

項目

主な内容

両者間の主な相違点

項目

主な内容
TABLE B Base Civil Penalty Amount2.3.2.1 - 12

2. 3. 2. 2

GI0005 特別検査運用ガイドにおける比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 2-1 にまとめた。
・GI0005 特別検査運用ガイド、改正 1、2021/04/21
・以下の NRC の検査ガイド及び関連文書
IP93812 Special Inspection（11/15/2017）
関連文書：
MD 8.3 NRC Incident Investigation Program (5/4/2023)
IMC0309 Reactive Inspection Decision Basis for Reactors (12/14/23)
IP93800 Augmented Inspection Team（4//2/2019）
2. 3. 2. 2. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
具体的には、IMC 2201 App C は、実用炉のセキュリティに関する検査プログラムのうち特別検査等に関わるもの、 IMC 2515 App C は、実用炉（運転中）に関する検査プログラムのうち特別検査等に関わるものである。
なお、NRC の検査ガイドは、その後、2019 年に IMC 2600 App B（燃料サイクル施設）、
IMC 2800（放射性物質の所有、使用、貯蔵等）を、2021 年に IMC 2504 App C（実用炉の建設）の記載を追加している。ただし、検査内容は基本的に変わっていない。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 2. 2 目的
日米の検査ガイドともに目的を記載しているが、記載の内容に相違がある。原子力規制庁
が用いる検査ガイドは、検査の法的な位置づけ（個々の根拠法令と該当条項）と目的（異常事象等が報告された場合、事業者の初動対応の実施状況の直接確認）を記載している。NRCの検査ガイドは、検査を行う目的（特別チームによる事象と原因の評価）を記載している。
これは、米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義務を規則（例えば、実用炉の場合、10 CFR 50.70: Inspections）に定めていることによる。検査の根拠として個々の規制要件に対応する法令を示す必要がない。

2.3.2.2- 1

また、日米ともに、実用炉だけでなくより広い原子力施設を対象にしている。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、原子炉等規制法で定義されている原子力事業者等及び核原料物質使用者の所有施設を対象にしている。NRC の検査ガイドでは、実用炉（セキュリティ、
運転）、燃料サイクル施設、核原料物質の使用を対象にしている。
2. 3. 2. 2. 3 特別検査の流れ
NRC の検査ガイド（IP）では、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」（根拠）の内容を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サン
プル数、検査リソース等は、調整されている。
2. 3. 2. 2. 4 特別検査の要否・体制の判断
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、特別検査の要否について、「定性的な基準（表１
特別検査の実施を判断する視点）を考慮するとともに、定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイドを参考にすることができる」として概要を示しているが詳細は示していない。
体制については、「定性的な基準に加え、監視領域の劣化の程度、職業・公衆被ばくの程度や環境への影響も考慮した上で、検査の体制を判断する」として概要を示しているが詳細は示していない。
NRC の検査ガイドでは、これに対応する記載は、上位文書（MD 8.3 及び IMC 0309）に詳細に記載している。例えば、IMC 0309 では、実用炉だけでなく燃料サイクル施設等も対象にしていることから、実用炉のためのリスクに基づく判断基準とそれ以外の施設のための決定論的な判断基準の両方を用意しており、いずれか又は両方で特別検査の要否及びチームの規模を判断することについて詳しく記載している。
その他、NRC の検査ガイドでは、特別検査の対象範囲だけでなく、対象外の範囲についても説明している。例えば、事象の原因と規制プロセスとの関係を考察すること、プラントの再起動に関する事業者の活動を扱うこと、他の施設に関わる一般安全問題又は一般セキ
ュリティ問題の適用性を扱うことは、SIT（小規模の特別検査チーム）の役割ではないとしている。AIT（中規模の特別検査チーム）の場合は（検査ガイド IP 93800 が適用される）、さらに多くの対象外事項が示されている。
2. 3. 2. 2. 5 特別検査の実施
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、特別検査の内容は担当監視部門が決定すると記載しているが、詳細は示していない。

2.3.2.2- 2

NRC の検査ガイドでは、特別検査を行う際のリーダー及びチーム員の役割分担を記載している。また、チームリーダーが NRC 内部の関係組織とどのようにコミュニケーションするかを示している。
2. 3. 2. 2. 6 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、「表１ 特別検査の実施を判断する視点」、「図１
特別検査実施フロー図」が記載されている。NRC の検査ガイドには記載がない。ただし、上位図書には図表が含まれている。

2.3.2.2- 3

表 2. 3. 2. 2-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（特別検査運用）
NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP93812: Special Inspection（11/15/2017）【ガイド】GI0005 特別検査運用ガイド

関連図書

Rev.1：2021/04/21

MD 8.3: NRC Incident Investigation Program (5/4/2023)

両者間の主な相違点

IMC 0309：Reactive Inspection Decision Basis for Reactors
IP93800: Augmented Inspection Team（4//2/2019）

項目

主な内容

項目

主な内容
・NRC の検査ガイドでは、個々の IP が属する上位図書 IMC が示されている。検査の適用対象（実用炉、燃料サイクル施設等）が分かる。原子力規制庁が用い－－る検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、PROGRAMIMC 2201 App C*1, IMC 2515 App C*2

APPLICABILITY

適用対象は、目的及び検査要件から読み取れる（下欄参照）。
・NRC の検査ガイドは、左記の他、2019 年に IMC
2600 Appendix B*3、IMC 2800*4 を追加し、2021 年に
IMC 2504 Appendix C*5 を追加している。

原子力規制検査等実施要領に基づき、核原料物
質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

・日米の検査ガイドともに、実用炉だけでなく幅広（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）

く原子力事業者等及び核原料物質利用者が所有する

第 57 条の８で定義されている原子力事業者等施設を対象にしている。

本及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と

The inspection objective is to assess an event and its

・日米の検査ガイドともに目的を記載しているが、文総称する。）が所有する施設（以下「原子力施設」

causes with a special inspection team. A special

それぞれ記載内容異なる。原子力規制庁が用いる検という。）において、リスクが高く安全上重要と

inspection (SI) is the event assessment response

査ガイドは、検査の法的な位置づけ（個々の根拠法令

assigned by the NRC in accordance with Inspectionと該当条項）と目的（異常事象等が報告された場合、Manual Chapter (IMC) 0309, “Reactive Inspection

事業者の初動対応の実施状況の直接確認）を記載し常事象等」という。）が報告された場合、又は法Decision Basis for Reactors.” The inspection isている。NRC の検査ガイドは、検査を行う目的（特第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検

conducted based on this procedure and an inspection

別チームによる事象と原因の評価）のみ記載してい査において異常事象等を特定した場合に、基本

charter.

る。これは、米国の場合、被規制者が NRC の検査を目的思われる事象若しくは特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。）事案（以下「異INSPECTION OBJECTIVE

検査とは別に、原子力規制委員会が異常事象等受け入れる義務を規則（10 CFR 50.70: Inspections）にの状況及び事業者の初動対応の実施状況を直接定めていることによる。検査の根拠として個々の法確認するために実施する特別検査の実施手法等

令を示す必要がない。

について定めたものである。
異常事象等の発生後、特別検査の要否判断から特別検査の流れ

検査体制構築、検査実施までの一連の流れにつ・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、事象の発生－－

いて以下に示す。（図１の簡単なフロー図）

から検査の実施までのごく簡単なフローを示しているのみである。

2.3.2.2- 4

NRC の検査ガイド
原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP93812: Special Inspection（11/15/2017）【ガイド】GI0005 特別検査運用ガイド

関連図書

Rev.1：2021/04/21

MD 8.3: NRC Incident Investigation Program (5/4/2023)

両者間の主な相違点

IMC 0309：Reactive Inspection Decision Basis for Reactors
IP93800: Augmented Inspection Team（4//2/2019）

項目

主な内容

項目

主な内容
NRC の検査ガイドでは、これに対応する記載は上位
図書（MD 8.3*6、IMC 0309*7）に詳細に記載している。例えば、実用炉の場合、リスク（CCDP）のオー
ダーを踏まえて、特別検査チームを、規模が小さい順に SI（特別検査）、AIT（拡大検査チーム）、IIT（事故調査チーム）として組織し、検査を実施するなど。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、定性的な基準で判断している。
（出典が示されていないが、NRCの IMC0309 と推定される。）
・NRC の検査ガイドでは、これに対応する記載は上位図書に詳細に記載している。例えば、リスクに基づ

担当監視部門は、異常事象等に対する特別検査

く基準と決定論的基準のいずれか又は両方で特別検の要否を判断するに当たり、表１の視点を考慮
特別検査の要否・体制の判断査の要否、チームの規模を判断するなどを記載してする。その際、表１に加えて「定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド」を参考にする－－ことができる。
（表１「特別検査の実施を判断す

いる（IMC 0309）。
・NRC の検査ガイドでは、特別検査の対象範囲だけ
でなく、対象外の範囲についても説明している。例える視点」、「定性的な判断基準に関する安全重要

ば、事象の原因と規制プロセスとの関係を考察する

度評価ガイド」）こと、プラントの再起動に関する事業者の活動を扱
うこと、他の施設に関わる一般安全問題又は一般セ
キュリティ問題の適用性を扱うことは、SIT の役割ではないとしている。AIT の場合は（検査ガイド IP
9380）、さらに多くの対象外事項が示されている。
リーダー及びチーム員の役割（具体的な検査活動

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、特別検査のの配分）

内容は担当監視部門が決定するとしているが、それ

02.01 SI Leader

以上の具体的内容を示していない。NRC の検査ガイ

INSPECTION

a. Acts as the supervisor of the SI.

ドでは、リーダー及びチーム員の基本的な役割分担

REQUIREMENTS

b. Provides input to development of SI charter. Theを細かく記載している。

charter should include an item to review lessons

・NRC の検査ガイドでは、リーダーが NRC 内部関

learned from the SI. The charter must be established

係組織とどのようにコミュニケーションするかも示

and implemented in a manner that is appropriately

している。

担当監視部門は、特別検査の対象、具体的な検査
内容、スケジュール等を決定し、検査チームはこ特別検査の実施

れに基づき特別検査を実施する。特別検査の実施に当たっては、異常事象等に関連する基本検査の検査運用ガイドを用いても構わない。

2.3.2.2- 5

NRC の検査ガイド
原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP93812: Special Inspection（11/15/2017）【ガイド】GI0005 特別検査運用ガイド

関連図書

Rev.1：2021/04/21

MD 8.3: NRC Incident Investigation Program (5/4/2023)

両者間の主な相違点

IMC 0309：Reactive Inspection Decision Basis for Reactors
IP93800: Augmented Inspection Team（4//2/2019）

項目

主な内容

項目

主な内容
specific to the triggering event while satisfying thestated Objectives and Requirements of this procedure,as implemented by the requirements and guidance
herein. When appropriate, prepare a feedback form on
recommendations for revising reactor oversightprocess (ROP) baseline inspection procedures in orderto proactively identify the issues and causes involved
with the event.・・・
03.01 Scope of SI Response.
The following guidance should not be construed aslimiting SI authority to pursue all pertinent aspects ofan event. However, safety (or regulatory) concerns
raised that may or may not be directly related to theevent under consideration should be reported to

特別検査の取りまとめ

検査チームは、検査終了後速やかに特別検査報

Headquarters and/or Regional Office management for

告書を取りまとめる。同報告書には、異常事象等

appropriate action.・・・の状況を詳述するとともに、事業者の対応につ03.02 Documentation

いて時系列に沿って詳細に整理する。担当監視SIs should be documented in accordance with IMC

部門は、同報告書の内容を確認した後、速やかに

INSPECTION GUIDANCE

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査報告書に0612, except as follows. The forwarding letter should

原子力規制委員会に報告するとともに、その後

briefly describe the event or degraded condition. Theの原子力規制検査やその他の監視活動においてbody of the report should have the following outline・・

活用する。

03.03 Communications

は「異常事象等の状況を詳述する」等としているが、具体的な記載事項は示していない。NRC の検査ガイ
ドは、何を文書化するかは IMC 0612*8 を参照として、検査報告書の作成要領書に従うこととしている。

a. The SI leader. When the chronology andcircumstances of the event are more clearly understood,theSI

leaderisencouragedtomaintaincommunications with cognizant personnel from theRegional Office, NRR or NMSS, and NSIR (Divisionof Preparedness and Response) to:・・・
別紙・附属書表１ 特別検査の実施を判断する視点
図１ 特別検査実施フロー図－－

2.3.2.2- 6

NRC の検査ガイドに、以下の記載がある。
MD 8.3

NRC の検査ガイド
原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP93812: Special Inspection（11/15/2017）【ガイド】GI0005 特別検査運用ガイド

関連図書

Rev.1：2021/04/21

MD 8.3: NRC Incident Investigation Program (5/4/2023)

両者間の主な相違点

IMC 0309：Reactive Inspection Decision Basis for Reactors
IP93800: Augmented Inspection Team（4//2/2019）

項目

主な内容

項目

主な内容
・Power reactor event response options
IMC 0309
・Figure 1: Flow Chart for AIT or IIT Decision-Making
・Table 1: Reactor Safety Deterministic Screening Criteria
for Risk Assessment
・Table 2: Event Response as a Function of CCDP
・Table 3: Event Response as a Function of CLERP・Table 4: Reactor Safety Deterministic Criteria
・Table 5: Radiation Safety Deterministic Criteria
・Table 6: Security Deterministic Criteria*1. IMC 2201 App. C: Security Inspection Program for Operating Commercial Nuclear Power Reactors - GENERIC, SPECIAL, AND INFREQUENT INSPECTIONS*2 IMC 2515 App. C: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase) - SPECIAL AND INFREQUENTLY PERFORMED INSPECTIONS*3 IMC 2600 App. B: Fuel Cycle Facility Operational Safety and Safeguards Inspection Program - NRC CORE INSPECTION REQUIREMENTS*4 IMC 2800: Materials Inspection Program*5 IMC 2504 App. C: Construction Inspection Program (Inspection of Construction and Operational Programs) - Response to Significant Issues or Events*6 Management Directive (MD) 8.3: NRC Incident Investigation Program*7 IMC 0309: Reactive Inspection Decision Basis for Power Reactors*8 IMC 0612: その後番号が変更されており、IMC 0611: Power Reactor Inspection Reports

2.3.2.2- 7

2. 3. 2. 3

GI0006 安全実績指標に関するガイドにおける比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 3-1 にまとめた。
・GI0006 安全実績指標、改正 3、2023/06/09
・IMC0608 Performance Indicator Program （02/05/2019）
2. 3. 2. 3. 1 目的
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、法的な根拠とガイドの位置づけ（PI の設定と運用を示したもの）を記載している。
NRC の検査ガイドは、ガイドの位置づけ（（ROP の PI プログラムの実施のためのガイダンスを提供する）を記載している。
2. 3. 2. 3. 2 適用範囲
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉関係だけでなく燃料サイクル施設関係も含む幅広い事業者を対象にしている。
NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。
2. 3. 2. 3. 3 定義
原子力規制庁が用いる検査ガイドには用語の定義は 2 個、NRC の検査ガイドには 8 個ある。NRC の検査ガイドには、専門用語の定義他、エンドースしている NEI 99-02 という民間規格も含めている。
2. 3. 2. 3. 4 RESPONSIBILITIES AND AUTHORITIES
原子力規制庁が用いる検査ガイドにない内容である。NRC の検査ガイドには、原子炉規制部（NRR）など計 4 つの部署・長に対するそれぞれの所掌、役割、職責等を規定している。
2. 3. 2. 3. 5 安全実績指標の設定
基本、PI 設定の考え方、PI 及び追加検査の要否を判断するための４段階の設定など大き2.3.2.3 - 1

な違いがない。
違いとして、原子力規制庁が用いる検査ガイドには PI の定義及び算定方法を別紙にて直接記載しているのに対して、NRC の検査ガイドでは、これを IMC 0308 など参照先図書を指定する形で表現している。NEI 99-02 が改訂されても、本ガイドが当該図書を参照している
ため、大きく変更せずに済むなどのメリットがあり、図書の改訂管理が容易になる。
2. 3. 2. 3. 6 安全実績指標の受理及び手続
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、事業者が PI を集計、計算、提出する（四半期ごと、又は年度ごと）ことを記載している。NRC の検査ガイドは、事業者が PI 用データを NRCに提出し、NRC が計算してウェブサイトに公表することを記載している。また、長期停止
プラントの場合の扱いを記載している。
2. 3. 2. 3. 7 安全実績指標の検証
PI の検証に関する基本的な考え方や手法には大きな違いがない。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、PI の検証に関する概略的な内容のみ記載している。
NRC の検査ガイドには、解釈の不一致または未報告の PI 情報、長期停止に関する PI 情報の検証なども含め、幅広い側面に関する内容を詳細に記載している。
2. 3. 2. 3. 8 安全実績指標の変更
PI の内容、運用方法を適宜見直すことを謳うことは共通している。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、簡単に記載している。NRC の検査ガイドでは、詳
細な記載内容となっている。NEI 99-02 の解釈の違い、FAQ プロセス（代表的な FAQ の例を含めている）のほか、PI の重要な変更などについても具体的に記載している。
2. 3. 2. 3. 9 安全実績指標による対応区分の変更の手続
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、PI による対応区分の変更の手続を直接言及している。NRC の検査ガイドには、この記載はない。
NRC の検査ガイドは、PI に関する NRC と事業者の解釈の食い違いや PI プログラムの更新（新 PI の導入含む）など、様々な状況に対する対応について記載している。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、このような記載はない。
2. 3. 2. 3. 10 別紙・附属書

2.3.2.3 - 2

原子力規制庁が用いる検査ガイドには、PI の定義及び計算法などを一覧表に整理して示している。NRC の検査ガイドには、事業者、NRC 内部、公衆などからの様々な質問や意見を継続的に収集して、PI プログラムの改訂に反映するか等の検討を行うプロセスのフロー
チャートを示している。
なお、NRC の検査ガイドにないが、原子力規制庁が用いる検査ガイドにあるものとして、「重大事故等対処及び大規模損壊対処」という特別項目がある。

2.3.2.3 - 3表 2. 3. 2. 3-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（安全実績指標）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0006_r3 安全実績指標【ガイド】IMC0608: Performance Indicator Program

Rev.3：2023/06/09（02/05/2019）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

本ガイドは、原子力規制検査等に関する規則（令・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、法的な根拠

和２年原子力規制委員会規則第１号。

目的

以下「規則」という。）第５条及び原子力規制検This Inspection Manual Chapter （IMC） provides

査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）

guidance on the implementation of the Reactorに基づき、各監視領域に関連する活動目的の達PURPOSE

Oversight Process （ROP） Performance Indicator（PI） Program.

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。）の設定とガイドの位置づけ（PI の設定と運用を示したもの）
を記載している。
・NRC の検査ガイド（ここでは IP ではなく検査マニ
ュアル IMC）は、ガイドの位置づけ（ROP の PI プロ
グラムの実施のためのガイダンスを提供する）を記載している。

及び運用について定めたものである。
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
適用範囲

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及び核・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉関APPLICABILITY

This IMC applies to all operating commercial nuclear

係だけでなく燃料サイクル施設関係も含む幅広い事

power reactors.

業者を対象にしている。

原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称す・NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。

る。
）に適用される。
本

Extended Shutdown

文Frequently Asked Question
長期停止
定義

安全実績指標DEFINITIONS

計 2 個の定義

NEI 99-02

・原子力規制庁が用いる検査ガイドには用語の定義

Performance Indicators

は 2 個、NRC の検査ガイドには 8 個ある。

PI Discrepancy

・NRC の検査ガイドには、専門用語の定義他、エンROP Feedback Form

ドースしている NEI 99-02 という民間規格も明含め

ROP Working Groupている。

White Paper
計 8 個の定義
Director, Office of Nuclear Reactor Regulation
（NRR）
－

－

RESPONSIBILITIESAUTHORITIESAND

Director, Division of Inspection and Regional Support（DIRS）
Chief, Reactor Assessment and Human Factors Branch（IRAB）
Regional Administrator （RA）

2.3.2.3 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイドにない内容である。NRC の検査ガイドには、原子炉規制部（NRR）など計 4 つの部署・長に対するそれぞれの所掌、役割、職責等を規定している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0006_r3 安全実績指標【ガイド】IMC0608: Performance Indicator Program

Rev.3：2023/06/09（02/05/2019）

項目

主な内容

項目
REQUIREMENTS

両者間の主な相違点

主な内容
There are no requirements in this document.

・基本、PI 設定の考え方、PI 及び追加検査の要否を判断するための４段階の設定など大きな違いがない。

安全実績指標の設定・違いとして、原子力規制庁が用いる検査ガイドに

安全実績指標設定の考え方
安全実績指標の設定

GUIDANCE

ROP Framework BackgroundPIs

は PI の定義及び算定方法を別紙にて直接記載しているのに対して、NRC の検査ガイドでは、これを IMC
0308 など参照先図書を指定する形で表現している。
（NEI 99-02 が改訂されても、本ガイドが当該図書を参照しているため、大きく変更せずに済むなどのメ
リットがあり、図書の改訂管理が容易になる。
）
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、事業者が PI

安全実績指標の受理
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。

Reporting PI Data

を集計、計算、提出する（四半期ごと、又は年度ごと）

PI DATA SUBMISSION AND ・Reporting PI data to the NRC is a voluntary program

ことを記載している。NRC の検査ガイドは、事業者

PROCESSING

Posting PI Data to NRC Web Sites

が PI 用データを提出し、NRC が計算してウェブサイ

PI Data Submission for Plants in Extended Shutdowns

トに公表することを記載している。また、長期停止プ

安全実績指標の公開

ラントの場合の扱いを記載している。
Verification

事業者の安全実績指標データの収集及び報告に・PI data are sources of information upon which NRC

関する活動が適切なガイド等を遵守しているか

assessment and oversight actions will be based, the

レビューするに当たって、基本検査運用ガイド

failure to report PI data completely and accurately can「BQ0040 安全実績指標の検証」に基づく確認が実施される。原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
安全実績指標の検証

履行するに当たって、合理的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PI VERIFICATION

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

traditional enforcement implications. IP 71151 shall be

な違いがない。

conducted to review licensees’ PI data collection and・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、PI の検証に

reporting activities for adherence to pertinent guidance.

関する概略的な内容のみ記載している。NRC の検査

The NRC expects licensees to make reasonable, good

ガイドには、解釈の不一致または未報告の PI 情報、

faith efforts to comply with the guidance in NEI 99-02.

長期停止に関する PI 情報の検証なども含め、幅広い

Discrepant or Unreported Pis

側面に関する内容を詳細に記載している。

should be documented in accordance with IP 71151 andることに関する事業者の活動の妥当性を判断しIMC 0612.

ていく
安全実績指標については、運用実績の蓄積、デー・PI の検証に関する基本的な考え方や手法には大き・ Instances of PI discrepancies and unreported PIs

でもって安全実績指標のガイドラインを履行す

安全実績指標の変更

impede the regulatory process and therefore have

Extended Shutdowns
FEEDBACK

AND The NRC receives feedback and suggestions from

2.3.2.3 - 5

・PI の内容、運用方法を適宜見直すことを謳うこと

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】GI0006_r3 安全実績指標【ガイド】IMC0608: Performance Indicator Program

Rev.3：2023/06/09（02/05/2019）

項目

主な内容
タの動向及び得られた知見等を勘案し、その内

項目
DIFFERENCES

両者間の主な相違点

主な内容
IN various stakeholders about the PI program. For

容、運用方法を必要に応じて見直すものとする。 INTERPRETATION

は共通している。

example, an NRC inspector may submit an ROP FBF・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、簡単な記載

that recommends modifying a PI to address possibleをしている。対して、NRC の検査ガイドでは、詳細

unintended consequences; an ROP survey respondent

な記載内容となっている。NEI 99-02 の解釈の違い、

may request the NRC to change a PI threshold; or a

FAQ プロセス（代表的な FAQ の例を含めている）のlessons learned task force may suggest a new PI. In the

ほか、PI の重要な変更などについても具体的に記載

spirit of continuous improvement, NRC staff evaluates

している。

this feedback to determine if enhancements to the PI
Program are warranted.
Differences in Interpretation of NEI 99-02
FAQ Process
General Feedback about the PI Program
Closure・原子力規制庁が用いる検査ガイドには、PI による

安全実績指標により対応区分が第２区分、第３
区分又は第４区分へと変更となった場合
安全実績指標による対応
区分の変更の手続

は「GI0009 重要度評価等の事務手順運用ガイ

FEEDBACKANDド」に基づき、当該対応区分の変更を事業

DIFFERENCES

IN

者に通知し、「GI0011 原子力規制検査におけるINTERPRETATION

追加検査運用ガイド」に基づき追加検査を実施する。

10.03 c. Significant Changes to the PI Program

対応区分の変更の手続を直接言及している。NRC の・This section establishes guidance for considering and検査ガイドには、この記載はない。

making significant changes to the PI program, such as

・NRC の検査ガイドには、PI に関する NRC と事業

a new PI or a modification of an existing PI. The者の解釈の食い違いや PI プログラムの更新（新 PI のprocess described in this section can be modified as導入含む）など、様々な状況に対する対応についてもneeded.

記載している。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、このような記載はない。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドには、PI の定義
及び計算法などを一覧表に整理して示している。対して、NRC の検査ガイドには、事業者、NRC 内部、別紙・附属書別紙１ 安全実績指標

Attachment

ATTACHMENT 1

FLOWCHART FOR

ADDRESSING QUESTIONS AND FEEDBACK

公衆などからの様々な質問や意見を継続的に収集して、PI プログラムの改訂に反映するか等の検討を行うプロセスのフローチャートを示している。
・NRC の検査ガイドにないが、原子力規制庁が用いる検査ガイドにあるものとして、「重大事故等対処及び大規模損壊対処」という特別項目が入っている。

2.3.2.3 - 6

2. 3. 2. 4GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイドにおける比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 4-1 にまとめた。
・GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド、改正 3、2022/06/16
・以下の NRC の検査ガイド及び関連文書
IP95001 Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs（8/24/2016）
IP95002 Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs（2/9/2011）
IP95003 Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory
Response） Inputs（12/18/2015）
IP95003 Attachment 01: Emergency Preparedness（1/15/2009）
IP95003 Attachment 02: Guidance for Conducting an Independent NRC Safety Culture
Assessment（4/1/2019）
関連文書：
IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program
2. 3. 2. 4. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。
IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 4. 2 検査目的
日米の検査ガイドともに目的を記載しているが、記載の内容に相違がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査の法的な位置づけ（個々の根拠法令と該当条項）と及びガ
イドの内容（追加検査を実施するためのプロセス、検査の内容等の運用について定めたもの）を記載している。NRC の検査ガイドは、検査の目的（例えば、根本原因が理解されていることの確認など）のみ記載している。これは、米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義務を規則（10 CFR 50.70: Inspections）に定めていることによる。検査の根拠として個々の法令を示す必要がない。

2.3.2.4 - 1

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく幅広く原子力事業者及び核原料
物質利用者を対象にしている。NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 4. 3 用語の定義
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、3 通りの追加検査（追加検査 1、追加検査 2、追加検査 3）の簡単な定義を示している。一方、NRC の検査ガイドには用語の定義がないが、上位図書 IMC 2515 Appendix B の Section 04, “Definitions”にまとめられており、追加検査について 22 個の用語が定義されている。例えば、Apparent Cause Evaluation（ACE）、Cause（Causal）Analysis or Evaluation、Cause（Causal Factor）などの定義が含まれている。
2. 3. 2. 4. 4 検査要件
日本の検査ガイドでは、対応区分に従って検査を行う方針を示しているが、具体的な検査要件は示していない。NRC では、このような追加検査の共通事項に関しては、上位図書
IMC 2515 App. B に詳しく記載している。
2. 3. 2. 4. 5 追加検査の実施内容について
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、追加検査の実施内容を簡単に示している。NRC では、このような追加検査の共通事項に関しては、上位図書 IMC 2515 App. B に詳しく記載している。
2. 3. 2. 4. 6 追加検査結果を踏まえた対応
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、追加検査結果を踏まえた対応を簡単に説明している。NRC では、このような追加検査の共通事項に関しては、上位図書 IMC 2515 App. B に詳しく記載している。
2. 3. 2. 4. 7 検査等の実施に係る手続等
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、追加検査等の実施に係る手続等を簡単に説明している。NRC では、このような追加検査の共通事項に関しては、上位図書 IMC 2515 App. Bに詳しく記載している。

2.3.2.4 - 2

2. 3. 2. 4. 8 検査ガイダンス
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、個々の追加検査項目に関する詳細な検査ガイダ
ンスが整備されていない。NRC の検査ガイドでは、IP 95001、IP 95002、IP 95003 のそれぞれにおいて、詳しい検査手順及びガイダンスを提供している。IP 95003 は、さらに「緊急時計画」と「安全文化の独立評価」をそれぞれ付録としてまとめている。
（IP 95003 は本体と付録を合計すると 150 頁程度になる。
）
2. 3. 2. 4. 9 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドにはとくに記載がない。NRC の検査ガイドでは、IP
95003 については、緊急時計画と安全文化の独立評価が、それぞれ付録としてまとめられている。

2.3.2.4 - 3

表 2. 3. 2. 4-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（追加検査運用）
NRC の検査ガイド【ガイド】IP95001: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（8/24/2016）／IP95002: Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory Response） Inputs（2/9/2011）

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド
Rev. 3：2022/06/16／IP95003:Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（12/18/2015）／IP95003 Attachment 01:

両者間の主な相違点

EMERGENCY PREPAREDNESS（1/15/2009）／IP95003 Attachment 02:
GUIDANCE FOR CONDUCTING AN INDEPENDENT NRC SAFETY CULTURE
ASSESSMENT（4/1/2019）
関連文書：IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program

項目

主な内容

項目

主な内容
NRC の検査ガイドでは、個々の検査ガイドが属する
上位図書の IMC が示されている。検査の適用対象（実－－PROGRAMIMC 2515B, IMC 2201B*2

APPLICABILITY

用炉、燃料サイクル施設等）が分かる。原子力規制庁
が用いる検査ガイドにこのような上位図書の記載はないが、適用対象は、目的及び検査要件から読み取れる（下欄参照）。

95001-01 INSPECTION OBJECTIVES
01.01 To ensure that the root- and contributing causes

原子力規制検査等実施要領（原規規発第of individual and collective （multiple inputs） white

1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規

performance issues are understood.

制庁長官決定）に基づき、核原料物質、核燃料物
本

質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年

文法律第 166 号。以下「法」という。）第 57 条の95002-01 INSPECTION OBJECTIVES
01.01 To ensure that the root-and contributing causes８で定義されている原子力事業者等及び核原料目的物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）
が所有する施設において、法第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査のうち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２項に基づく追加検査を実施するためのプロ
セス、検査の内容等の運用について定めたものである。

of significant individual and collective performance
INSPECTION OBJECTIVES

issues （ multiple greater-than-green inputs ） are
understood.
95003-01 INSPECTION OBJECTIVES
01.01 To promptly determine if continued facility
operation is acceptable and/or if interim regulatory
actions are warranted to arrest declining plant
performance prior to the completion this supplemental
inspection.

2.3.2.4 - 4・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく幅広く「原子力事業者等及び核原料物質利用者」が所有する施設を対象にしている。NRC の検査
ガイドは実用炉のみ対象としている。
・日米ともに目的を記載しているが、記載の内容に相違がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査の法的な位置づけ（被規制者のパフォーマンスの改善、対応区分の変更及び以降の基本検査に役立てる）を記載している。NRC の検査ガイドは、検査の目的（例えば、根本原因が理解されていることの確認）のみ記載している。これは、米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義務を規則（10 CFR
50.70: Inspections）に定めていることによる。検査の根拠として個々の法令を示す必要がない。

NRC の検査ガイド【ガイド】IP95001: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（8/24/2016）／IP95002: Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory Response） Inputs（2/9/2011）

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド
Rev. 3：2022/06/16／IP95003:Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（12/18/2015）／IP95003 Attachment 01:

両者間の主な相違点

EMERGENCY PREPAREDNESS（1/15/2009）／IP95003 Attachment 02:
GUIDANCE FOR CONDUCTING AN INDEPENDENT NRC SAFETY CULTURE
ASSESSMENT（4/1/2019）
関連文書：IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program

項目

主な内容

項目

主な内容

95003.01-01 INSPECTION OBJECTIVE
01.01 To gather information in support of thedetermination whether the licensee is capable of
implementing adequate measures to protect the publichealth and safety in the event of a radiologicalemergency.
95003.02 INTRODUCTION
The purpose of this assessment is for the NRC to assess
the licensee’s safety culture. Safety culture is definedby the NRC as “the core values and behaviors resulting
from a collective commitment by leaders andindividuals to emphasize safety over competing goals
to ensure protection of people and the environment.”
原子力規制庁が用いる検査ガイドの用語の定義は 3

追加検査１
用語の定義

追加検査 2

Definitions

追加検査 3

別途 IMC 2515 Appendix B “Supplemental Inspection

個の追加検査 1～3 の簡単な定義を示している。一

Program,” Section 04, “Definitions.”にて定義（22 個） 方、NRC の検査ガイドは、IMC 2515 Appendix B に
22 個の様々な用語の定義をまとめている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、対応区分に従って検査を行う方針を示しているが、その具体的な検査要件

追加検査の実施は、対応区分に従って決定する。 Inspection Requirements

IP95001, 95002, 95003 それぞれに詳しく検査要件

内容に関する検査ガイドは整備されていない。一方、を示す

NRC の検査ガイドでは、3 段階の追加検査のそれぞれについて IP95001、95002、95003 に分けて詳しく検査要件を記載している。最も深い IP 95003 の場合は、

2.3.2.4 - 5

NRC の検査ガイド【ガイド】IP95001: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（8/24/2016）／IP95002: Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 2 （Regulatory Response） Inputs（2/9/2011）

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド
Rev. 3：2022/06/16／IP95003:Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2

両者間の主な相違点（Regulatory Response） Inputs（12/18/2015）／IP95003 Attachment 01:
EMERGENCY PREPAREDNESS（1/15/2009）／IP95003 Attachment 02:
GUIDANCE FOR CONDUCTING AN INDEPENDENT NRC SAFETY CULTURE
ASSESSMENT（4/1/2019）
関連文書：IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program

項目

主な内容

項目

主な内容
緊急時計画と安全文化の独立評価を別に付録としてまとめており、本体と付録の合計が 150 頁前後になる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実施内容を簡

追加検査の実施内容につ・追加検査の開始

いて・追加検査実施の体制－－

単に説明している。NRC の検査ガイドでは、このよ
うな追加検査に共通する事項に関しては、上位図書
IMC 2515 App. B に詳しく記載している。

追加検査結果を踏まえた・追加検査結果の報告及び対応区分への反映

対応

・基本検査への反映

検査等の実施に係る手続・追加検査の実施に係る事業者への通知

等

・追加検査完了後の手続

－

－

－

－

同上

－

－

同上

Inspection Guidance

IP95001, 95002, 95003 それぞれに詳しく検査ガイ
ダンスを示している。

原子力規制庁が用いる検査ガイドには、個々の検査項目に関する詳細なガイダンスは整備されていない。

・IP95003.01 Attachment 1: EMERGENCY
別紙・附属書－IP 95003 Attachments

PREPAREDNESS（1/15/2009）

IP 95003 のうち、緊急時計画と安全文化の独立評価

・IP95003.02 Attachment 2: GUIDANCE FOR

は、それぞれ付録として更なる詳細が記載されていCONDUCTING AN INDEPENDENT NRC SAFETYる。

CULTURE ASSESSMENT（4/1/2019）*1 IMC 2515 Appendix B: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） - SUPPLEMENTAL INSPECTION PROGRAM*2 IMC 2201 Appendix B: Security Inspection Program for Operating Commercial Nuclear Power Reactors - SUPPLEMENTAL INSPECTION PROGRAM

2.3.2.4 - 6

2. 3. 2. 5

BM1040 ヒートシンク性能における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.5-1 にまとめた。
・BM1040 ヒートシンク性能、 改正 1、2023/05/24
・IP71111.07 Heat Exchanger/Sink Performance （12/08/2016）
2. 3. 2. 5. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 5. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究炉を対象としている。一方、NRC の検査ガイドは、実用炉を対象としている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉以外への適用を考慮して、監視領域を拡張している。NRC の検査ガイドでは、実用炉以外では Cornerstones を定義していない。
2. 3. 2. 5. 3 検査目的
日米ともに目的を記載しているが、記載の内容に相違がある。原子力規制庁が用いる検査
ガイドは、検査の法的な位置づけ（（個々の根拠法令と該当条項）と目的（（熱除去性能低下をマスクする可能性がある熱交換器の潜在的不備が特定されていることの確認）を記載している。NRC の検査ガイドは、検査の目的（熱除去性能低下をマスクする可能性がある熱交換器の潜在的不備が特定されていることの確認）のみ記載している。これは、米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義務を規則（10 CFR 50.70: Inspections）に定めている
ことによる。検査の根拠として個々の法令を示す必要がない。
2. 3. 2. 5. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC

2.3.2.5 - 1

0308 に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サン
プル数、検査リソース等は、調整されている。
2. 3. 2. 5. 5 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドの Triennial Review と PI&R を抽出して利用している。ただし、Inspection Requirements のうち主要事項は検査手順に残しているが、詳細事項は Inspection Guidance と合成して、検査手引の「個別の留意事項」の作成に利用している。そのような箇所が多数ある。この方法のメリットもあるが、今後、NRC の検査ガイドの更新を踏まえた原子力規制庁が用いる検査ガイドの更新作業を想定した場合、対比しながら合成しなおす作業を繰り返すのは、更新作業を煩雑にさせるというデメリッ
トがある。このような更新の機会には、両者の対比が単純にできるように修正した方が良いと思われる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」について、
とくにヒートシンク性能だけに関わらない一般的な検査手順を記載している。その中で、「原子力安全に影響を及ぼす問題」に着目するとしているが、漠然としていて対象範囲を広げすぎる可能性について懸念がある。一方、NRC の検査ガイドでは、熱交換器／ヒートシ
ンク喪失に関わる問題としてどのようなものがあるか、具体例を列挙しながら着目すべき問題が分かるように記載している。
2. 3. 2. 5. 6 検査手引
上述 2. 3. 2. 5. 5

検査手順で述べたとおり、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドの Triennial Review と PI&R を抽出して利用している。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、「問題点の特定と解決（（PI&R）に関する確認」に関する手引きを提供していない。一方、NRC の検査ガイドは、PI&R についてもヒートシンクに特化したガイダンスを提供している。
2. 3. 2. 5. 7 別紙・附属書
日米の検査ガイドとも記載がない。

2.3.2.5 - 2

表 2. 3. 2. 5-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（ヒートヒンク性能）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1040 ヒートシンク性能【ガイド】IP71111.07: Heat Exchanger/Sink Performance

Rev. 1: 2023/05/24（12/08/2016）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
・NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する
上位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適－－用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成さ

PROGRAMIMC 2515 Appendix A*1

APPLICABILITY

れているので、適用対象が分かる。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。

大分類：「原子力施設安全」
監視領域

小分類：
「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「閉
じ込めの維持」（実用炉、研開炉）

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研開
CORNERSTONES

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

用炉のみ対象である。

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

01.01 To verify that any potential heat exchanger

する法律（以下「法」という。）、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
本に必要な措置）のうち、表１に示す原子力施設の文

種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で検査目的規定される原子炉施設の施設管理におけるヒー
トシンク性能に関する活動状況を確認する。当Inspection Objectives

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原日米ともに目的を記載しているが、それぞれ記載内

are identified. Applies to all risk significant or safety

容は異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは検

related heat exchangers directly or indirectly connected

査の根拠法令と目的（例えば、原子炉施設の施設管理

to service water systems or the ultimate heat sink

におけるヒートシンク性能に関する活動状況の確（UHS）, including heat exchangers in closed cooling認）を記載している。NRC の検査ガイドは、検査のwater systems.

目的（例えば、熱除去性能低下をマスクする可能性が01.02 To verify that any potential common cause heat

ある熱交換器の潜在的不備が特定されていることのsink performance problems that have the potential to確認）を記載している。

and service water intake structures）.

せて行う。

検査要件

deficiencies which could mask degraded performanceincrease risk are identified （i.e., icing at circulating

子炉施設の施設管理に係る活動状況の確認と併
熱交換器及びヒートシンク設備は、崩壊熱を除Heat exchangers and heat sinks are required to remove

去し、安全上の重要度が高い設備又は関連する

decay heat, and provide cooling water for risk

設備に対して冷却水を提供することが要求される。熱交換器等の除熱の性能が低下すれば、冷却システムの成立基準を満足できない可能性が生じることから、ヒートシンク性能関連する機器
及び保全活動を検査対象とし適切なサンプリン

炉を対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実

INSPECTION BASES

significant or safety related equipment. Degradation in
performance can result in failure to meet system

LEVEL OF EFFORTRESOURCE ESTIMATES

success criteria, and lead to increased risk primarily due
to common cause failures. This inspectable area
verifies aspects of the associated cornerstones for2.3.2.5 - 3

・NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査
リソース等は、調整されている。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1040 ヒートシンク性能【ガイド】IP71111.07: Heat Exchanger/Sink Performance

Rev. 1: 2023/05/24（12/08/2016）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

グにより検査を行う。

which there are no indicators to measure performance.

サンプリングに当たっては、検査実施時点におAnnually, review one or two heat exchanger and/or heat

ける原子力施設のリスク情報等から得られる安sink sample （ s ） as described in Section 02.01.

全上の重要度を考慮し、検査対象を選定する。検Triennially, review two to four heat exchanger and/or

査項目は以下の３種類である。

heat sink samples as described in Section 02.02.

（1） 海水により冷却される熱交換器（2） 閉ループの熱交換器（3） 熱交換器以外のヒートシンク設備
Inspectors shall apply risked informed insights together

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査

・検査前準備with other factors, such as engineering analysis andガイドの Triennial Review と PI&R を抽出して利用し検査官は、どの熱交換器及びヒートシンク設備

judgment, operating experience, performance history,ている（読み替え、取捨選択含む）。また、Triennial

を検査の対象に選定すべきか決定するために、

and enhancements* resulting from the implementation

Review の Inspection Requirements のうち主要事項を

工学的な分析や判断、運転経験、性能履歴、適用

of applicable aging management or other programs 検査手順として残し、詳細事項は、Inspection Guidance

される高経年化対策や変更認可に基づいた他のunder a renewed license to determine which heatと合成して、検査手引の「個別の留意事項」を作成しexchangers and/or heat sinks will be selected forている。
（これは、原子力規制庁が用いる検査ガイド

review.

の改訂を検討する際に、日米のガイド対比を非常に

02.01 Annual Review

煩雑なものにするというデメリットがある。）

・検査実施

02.02 Triennial Review

・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の（1） 海水により冷却される熱交換器

a. Take into account previously inspected heat

特定と解決に関する確認」に一般的な共通事項の記（2） 閉ループの熱交換器

exchangers and/or heat sinks during the last three years

載を含めており、「原子力安全に影響を及ぼす問題」（3） 熱交換器以外のヒートシンク設備（to avoid undue duplication）, and select two to fourがどのようなものか具体的に示していない。一方、・問題点の特定と解決に関する確認

heat exchangers or heat sinks samples・・

NRC の検査ガイドは、熱交換器/ヒートシンク喪失に

02.03 Problem Identification and Resolution

関わる問題の具体例を列挙している。

・共通的な留意事項

General Guidance

上述の通り、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、

熱交換器が安全上重要な設備又は関連する設備

Refer to the table below for selecting inspection

NRC の検査ガイドの Triennial Review と PI&R から抽である限り、選定される熱交換器の型式及びサ

activities to achieve each cornerstone objective and to

出して利用している。そして、Requirements の詳細事

those activities that have a risk priority （i.e., those項と Specific Guidance を合成して、「個別の留意事項」

common-cause failures with a reasonable probability ofを作成している。このやり方のメリットもあると考囲を特定するために、過去の検査結果を検討す

occurring should be targeted by inspection to determine

えられるが、将来的に NRC の検査ガイドの更新を踏べきである。問題があった場合や広範な是正処

impact on cornerstones）.

まえた原子力規制庁が用いる検査ガイドの更新作業

保守プログラムの実施による強化※などの要素
検査手順と共にリスク情報に基づく見識を適用するものとする。

イズに制限はない。熱交換器及びヒートシンク
検査手引き

設備の選定は、検査又は再検査が妥当である範

INSPECTIONREQUIREMENTS

INSPECTION GUIDANCE

置の履歴を有する熱交換器は、選定に当たり優先的に検討されるべきである。

を行うことを考えると、作業が煩雑になるというデSpecific Guidance

2.3.2.5 - 4

メリットがある。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1040 ヒートシンク性能【ガイド】IP71111.07: Heat Exchanger/Sink Performance

Rev. 1: 2023/05/24（12/08/2016）

項目

主な内容

項目

主な内容

・個別の留意事項

Sections 03.01 and 03.02 provide specific inspection

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、「問題点の特定（1） 海水により冷却される熱交換器

guidance in relation to the inspection requirementsと解決に関する確認」に関する手引きを提供してい（2） 閉ループの熱交換器

contained in section 02.01 and 02.02 respectively.

ない。一方、NRC の検査ガイドは PI&R についても（3） 熱交換器以外のヒートシンク設備

ヒートシンクに特化したガイダンスを提供してい03.01 Annual Review
03.02 Triennial Review
a. There is no limitation on the type and size of heatexchangers that can be selected as long as they are risksignificant or safety-related. The selection of the heatexchanger/sink should consider previous annual andtriennial inspection results to identify areas where
inspection and/or re-inspection are warranted. Heatexchangers with a history of problems/extensive
corrective actions should preferentially be considered
for selection.・・
03.03 Problem Identification and Resolution

別紙・附属書両者間の主な相違点―――*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） – Risk‐Informed Baseline Inspection Program

2.3.2.5 - 5る。

2. 3. 2. 6

BM1050 供用期間中検査に対する監督における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.6-1 にまとめた。
・BM1050 供用期間中検査に対する監督、改正 2、2023/05/24
・IP71111.08 Inservice Inspection Activities （12/22/16）
2. 3. 2. 6. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 6. 2 監視領域
日米の検査ガイドとも実用炉を対象としている。
2. 3. 2. 6. 3 検査目的「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令及び検査の位置づけ（事業者検査のうち、実用炉設置・運転規則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確認）を記載している。一方、
NRC の検査ガイドは検査の目的（原子炉冷却材バウンダリ等の劣化監視プログラムの有効性を確認）を記載している。
2. 3. 2. 6. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 6. 5 検査手順

2.3.2.6 - 1

日米の検査ガイドで、ほぼ同様の対象範囲を列挙している。ただし、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは「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」として範囲の拡大が可能である。NRC の検査ガイドでは、「次の SSCに限られる」として範囲を制限している。
日米の検査ガイドで共通の検査項目（（非破壊検査、ホウ酸腐食防止検査、SG 伝熱管検査）、
日本独自の検査項目（（漏洩検査）、米国独自の検査項目（（PWR 圧力容器上部ヘッド貫通部の検査）がある。
ホウ酸腐食防止検査については、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、背景を説明していないが、NRC の検査ガイドでは、Davis Besse 教訓タスクフォースに基づく要求であることを示している。
2. 3. 2. 6. 6 検査手引き
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、サンプル選定については検査手順で示しており、検査手引きでは個々の検査に関するガイドを示している。NRC の検査ガイドは、General
Guidance でサンプル選定に関するガイダンスを示し、Specific Guidance で内部ウェブサイト
（NRC ISI website）に情報が集約されていることを示している。
さらに、SG 伝熱管の検査については、その検査の General Guidance と Specific Guidanceを付け加えている。（なお、2018 年末の改訂で、General Guidance の後に、個々の検査要件とその Specific Guidance 及び必要に応じて Additional Specific Guidance を示すフォーマット
に変更された。）
原子力規制庁が用いる検査ガイドで、NRC の検査ガイドで参照している EPRI 技術報告書を引用している箇所がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドの中で、米国情報を引用している箇所は珍しい。NRC の検査ガイドに示されている Information Notice、NEI ガイダ
ンス、ASME 規格等の米国情報は、原子力規制庁が用いる検査ガイド作成時にカットされている例が多い。NRC の検査ガイドに関する情報について、日本の検査にとって有用なもの（（例えば、具体的な問題や対策に関する情報など）は、原子力規制庁が用いる検査ガイドでも積極的に活用することも有効な手段となりうる。
2. 3. 2. 6. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「別紙－１定期的に機能確認を行う設備等」を記載している。NRC の検査ガイドには、「APPENDIX（A SG Tube Integrity Issues Requiring Further
Evaluation by NRR Staff」を付している。

2.3.2.6 - 2

表 2. 3. 2. 6-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（供用期間中検査に対する監督）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1050 供用期間中検査に対する監督【ガイド】IP71111.08: Inservice Inspection Activities

Rev. 2：2023/05/24
項目

－

監視領域

本
文

検査目的

両者間の主な相違点（12/22/16）
主な内容

－

項目

PROGRAMAPPLICABILITY

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CORNERSTONES
持」
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。）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、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、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」という。）の運用の詳細につい Inspection Objectives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、運転等に関する規則第 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点に着目して確認する。

主な内容

IMC 2515 A

NRC では、個々の検査が属する上位図書の IMC が示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件から読み取れる。

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

日米ともに実用炉を対象としている。

To assess the effectiveness of the licensee’s program formonitoring degradation of the reactor coolant systemboundary, risk-significant piping system boundaries,
and the containment boundary.

2.3.2.6 - 3「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位置づけ（事業者検査のうち、実用炉設置・運転規則第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確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（原子炉冷却材
バウンダリ等の劣化監視プログラムの有効性を確認）を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1050 供用期間中検査に対する監督【ガイド】IP71111.08: Inservice Inspection Activities

Rev. 2：2023/05/24（12/22/16）

項目

検査要件

両者間の主な相違点

主な内容

・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

項目

主な内容

・INSPECTION BASES・LEVEL OF EFFORT・RESOURCE ESTIMATES

・NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。

・検査理由
・サンプル数
・検査時間

・情報収集

・日米の検査ガイドで、ほぼ同様の対象範囲を列挙

・検査対象の選定及び検査前確認している。ただし、原子力規制庁が用いる検査ガイ（1）各検査共通事項

ドでは「検査目的に照らし検査が必要と判断される（2）非破壊検査のサンプリング

02.01 Non-destructive Examination（3）改造、補修又は取替え等により溶接作業

Activities and Welding Activities.

された部分のサンプリング（5）ホウ酸腐食防止検査の選定（PWR）のサ

INSPECTION

ンプリング

REQUIREMENTS（6）蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）のサンプリング・検査実施（1）非破壊検査している。

02.03 Boric Acid Corrosion Control （ BACC ）・日米の検査ガイドで、共通の検査項目（非破壊検Inspection Activities （PWRs）

査、ホウ酸腐食防止検査、SG 伝熱管検査）、日本独

02.04 Steam Generator （ SG ） Tube Inspection

自の検査項目（漏洩検査）、米国独自の検査項目（PWR

Activities.

圧力容器上部ヘッド貫通部の検査）がある。

02.05 Identification and Resolution of Problems

・ホウ酸腐食防止検査については、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは背景を説明していないが、NRC の検査ガイドでは、Davis Besse 教訓タスクフォ（3）蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）

ースに基づく要求であることを示している。

・問題点の特定と解決に関する確認

検査手引き

として範囲の拡大が可能である。NRC の検査ガイ

Inspection Activities（2）漏えい検査

・非破壊検査に関する留意事項
・漏えい試験に関する留意事項
・蒸気発生器（SG）伝熱管検査（PWR）に関す
る留意事項
・破断前漏えい（LBB ： Leak Before Break）の成立性に関する留意事項

場合には、上記検査対象以外から選定してもよい」

02.02 PWR Vessel Upper Head Penetration （VUHP） ドでは、「次の SSC に限られる」として範囲を制限（4）漏えい検査
検査手順（ NDE ）

INSPECTION GUIDANCE

General GuidanceSpecific Guidance
03.01 Non-Destructive Examination （NDE）
Activities and Welding Activities
03.02 PWR Vessel Upper Head Penetration（VUHP） Inspection Activities
03.03 Boric Acid Corrosion Control （BACC）
Inspection Activities （PWRs）.
03.04 Steam Generator （SG） Tube Inspection
Activities
General GuidanceSpecific Guidance
03.05 Identification and Resolution of Problems

2.3.2.6 - 4・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、サンプル選定については検査手順で示しており、検査手引きでは個々の検査に関するガイドを示している。NRCの検査ガイドは、General Guidance でサンプル選定に関するガイダンスを示し、Specific Guidance で内部ウェブサイト（NRC ISI website）に情報が集約されていることを示している。さらに、SG 伝熱管の検査については、その検査の General Guidance とSpecific Guidance を付け加えている。
（なお、2018
年末の改訂で、General Guidance の後に、個々の検査要件とその Specific Guidance 及び必要に応じてAdditional Specific Guidance を示すフォーマットに変更された。）
・原子力規制庁が用いる検査ガイドで、NRC の検査
ガイドで参照している EPRI 技術報告書を引用している箇所がある。
（米国情報を引用している箇所は珍しい。NRC の検査ガイドに示されている Information
Notice、NEI ガイダンス、ASME 規格等の米国情報は、
原子力規制庁が用いる検査ガイド作成時にカットさ原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM1050 供用期間中検査に対する監督【ガイド】IP71111.08: Inservice Inspection Activities

Rev. 2：2023/05/24
項目

両者間の主な相違点（12/22/16）
主な内容

項目

主な内容
れている例が多い。）

別紙・附属書別紙－１：定期的に機能確認を行う設備等

Appendix

APPENDIX A：SG Tube Integrity Issues Requiring
Further Evaluation by NRR Staff

2.3.2.6 - 5

2. 3. 2. 7

BM0060 保全の有効性評価における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 7-1 にまとめた。
・BM0060 保全の有効性評価、改正 0、2020/04/01
・IP71111.12 Maintenance Effectiveness（11/26/19）
2. 3. 2. 7. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 7. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究炉、サイクル施設、使用等を広く対象としている。NRC 検査ガイドは実用炉を対象としている。
2. 3. 2. 7. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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原子炉施設の施設管理における保全の有効性評価に関する活動状況を確認）を記載している。一方、NRC 検査ガイドは検査の目的（保守規則に関わる活動、問題の程度、共通原因に関する問題、是正措置等を含む保守有効性に関する独立の監督及び SSC のパフォーマンス問題等に適切に対応していることの確認）を記載している。
2. 3. 2. 7. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更した。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 7. 5 検査手順

2.3.2.7 - 1

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象の選定について、実用炉以外も対象になるために一般的に記載しているためか、様々な情報収集及び評価を行った上でこれらの情報を考慮し、さらに施設の状況及び検査官による監視活動の結果も考慮して、検査対象を選定するとしているが、何を確認するために何をどのように考慮して選定するか示していない。
NRC 検査ガイドは、例えば、プラント設備が必要な時に必要な機能を発揮できるように保守が有効に行われていることを確認するために、考慮すべき側面（（例えば、適切な作業慣行、共通原因問題の特定と対応など）を列挙している。NRC の検査ガイドでは、パフォー
マンスベースの保守を認める保守規則（10 CFR 50.65）があり、これを踏まえて保守の有効性を検査で確認している。日本では、このような規則はなく、事業者が保全の管理目標を設定、監視、判定、有効性評価し、継続的改善につなげていることを検査で確認している。ただし、確認の仕方を示しておらず（（例えば、いずれかの設備の機能発揮を独立に評価するなど）、パフォーマンスベースの検査なのか、保守活動のプロセスを確認する検査なのか、分
かりにくい部分がある。
2. 3. 2. 7. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準様式に基づいて個々の検査手順に対する手引きを示している。NRC 検査ガイドは、General Guidance としては、各サンプルについて問題の特定と解決「に関する検査を IP 71152 を用いて行うことを記載しているのみである。個々の検査手順に対するガイダンスは、上記の Sample Requirements の中で Specific Guidance として示している。

2.3.2.7 - 2

表 2. 3. 2. 7-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC 検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（保全の有効性評価）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM0060 保全の有効性評価【ガイド】IP71111.12: Maintenance EffectivenessRev.0: 2020/04/01
項目

－

監視領域

本
文

検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（11/26/19）
主な内容－

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｣｢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｣｢非常時の対応｣（貯蔵､管理､埋設､使用）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（以下「法」という。）、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原子炉施設の施設管理における保全の有効性評価に関する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原子炉施設の施設管理に係る活動状況の確認と併
せて行う。
・検査対象
保全の有効性対象機器及び活動（1） 施設管理目標の監視項目､監視方法及び算出周期を定めた監視計画を策定し､監視を実施するとともに､定期的又は適宜評価していること｡（2） 施設管理活動から得られた情報等から､保全の有効性評価を実施し､事業者の行う保全が有効に機能していることを確認するとともに､継続的な改善につなげていること｡
・検査の体制、頻度及びサンプル数

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

IMC 2515 A

CORNERSTONE

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

INSPECTION OBJECTIVE

01 To supplement performance indicators by providing
for independent oversight of licensee maintenanceeffectiveness including MR activities, work practices,extent of condition, common cause issues, andcorrective actions.
02 To verify the licensee appropriately addresses
structures, systems, component （SSC） performanceor condition problems within the scope of the MR.

INSPECTION BASES

See IMC 0308 Attachment 2

SAMPLE REQUIREMENTS（Table of Sample Requirements）

2.3.2.7 - 3

NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラ
ムが示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件から読み取れる。

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究炉、サイクル施設、使用等を広く対象としている。NRC 検査ガイドは実用炉を対象としている。

日米の検査ガイドでは、目的の記載内容が相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令
及び検査の位置づけ（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原子炉施設の施設管理における保全の有効性評価
に関する活動状況を確認）を記載している。一方、NRC 検査ガイドは検査の目的（保守規則に関わる活動、問題の程度、共通原因に関する問題、是正措置等を含む保守有効性に関する独立の監督及び SSC のパ
フォーマンス問題等に適切に対応していることの確認）を記載している。

・NRC 検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP
では「IMC 0308 参照」に変更した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM0060 保全の有効性評価【ガイド】IP71111.12: Maintenance EffectivenessRev.0: 2020/04/01

両者間の主な相違点（11/26/19）

項目

主な内容

項目

主な内容
01 Maintenance Effectiveness
Verify that the licensee is effectively conducting
maintenance so that structures, systems, andcomponents （SSCs） remain capable of performing

・検査対象の選定

their intended function.

（1）個々の保全の有効性対象機器のリスクに対する寄与度の変化及び事故シーケンスのリ

Specific Guidance

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象のThe intent of this inspection is to verify that

選定について、実用炉以外も対象にしているためか、

maintenance is effective so that plant equipment

様々な情報収集及び評価を行った上でこれらの情報

will perform its intended function when required.

を考慮し、さらに施設の状況及び検査官による監視

Aspects that an inspector should consider include:

活動の結果も考慮して、検査対象を選定するとして

1. Appropriate work practices.

いると記載しているが、何を確認するために何をど

2. Identifying and addressing common causeのように考慮して選定するか示されていない。

failures.

・NRC 検査ガイドは、例えば、プラント設備が必要

3. Scoping in accordance with 10 CFR 50.65（b）.

な時に必要な機能を発揮できるように保守が有効に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､不適合情報､運転デー
タ､施設管理目標の判定記録､施設管理目標の監視計画及び監視結果､保全の有効性評価結果等の情報を入手する｡（2）保全の有効性対象機器の安全上の重要度､施設管理目標の監視結果､保全の有効性評
価結果､運転実績､トラブル等の反映状況等を評価し､これを考慮し､検査対象を選定する｡
検査手順

INSPECTION SAMPLES（3） 上記方法に加え､原子力施設の状況及び検査官による監視活動の結果を踏まえ､検査Specific Guidance

4. Characterizing reliability issues （performance）. 行われていることを確認するために、考慮すべき側
5. Charging unavailability （performance）.

面（例えば、適切な作業慣行、共通原因問題の特定と6.

対応など）を列挙している。

Balancingreliability

andunavailability（performance）.

対象を選定する｡

7.

・検査実施（1） 施設管理目標の指標及び目標値の設定（2） 施設管理目標の監視計画の策定及び監視（3） 施設管理目標の判定（4） 保全の有効性評価
保全活動から得られた情報等から､保全の有効性評価を実施し､継続的な改善につなげていること｡

Trending

key

・NRC では、パフォーマンスベースの保守を認める
parameters（ condition 保守規則（10 CFR 50.65）があり、これを踏まえて保monitoring）.

守の有効性を検査で確認している。日本では、このよ

8. For plants in the period of extended operation

うな規則はないが、規則の趣旨を踏まえて、保全の管（i.e., beyond 40 years） determining the cause of

理目標の設定、監視、判定、有効性評価を検査で確認

inspection or test results that do not meet

するものとしている。設備が必要な機能を発揮でき

acceptance criteria for passive long-lived SSCs.

るように保守されていることを確認するパフォーマ

9. 10 CFR 50.65（a）（1） or （a）（2） classification

ンスベースの検査なのか、保全の有効性評価を行っ

and reclassification.

て継続的改善につなげていることを確認するプロセ

10. Appropriateness of performance criteria forスの妥当性確認の検査なのか、分かりにくい。

SSCs/functions classified （ a ）（ 2 ） and/or

・問題点の特定と解決に関する確認

appropriateness and adequacy of goals andcorrective actions for SSCs/functions classified（a）（1）.
NOTE: There are sources of information under

2.3.2.7 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM0060 保全の有効性評価【ガイド】IP71111.12: Maintenance EffectivenessRev.0: 2020/04/01

両者間の主な相違点（11/26/19）

項目

主な内容

項目

主な内容
Block 2 of Appendix A to assist inspectors in theirreview of maintenance effectiveness.
02 Quality Control

検査手引き

別紙・附属書・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） 保全の有効性対象機器の安全上の重要度に影響する現在の原子力施設状態について､以下の場合に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次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｡
c. 実用炉においては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｡）
・本検査を行う際の留意事項－

GENERAL GUIDANCEFor each sample, conduct a routine review of problem
identification and resolution activities using IP 71152,“Problem Identification and Resolution.”

APPENDIXAPPENDIX A: Routine Maintenance EffectivenessInspection Flowchart
APPENDIX B:Maintenance Rule Terminology（NOTE: Words underlined throughout the document
are defined in Appendix B of this procedure.）

2.3.2.7 - 5

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、個々の検査要件に対する手引きを示している。NRC 検査ガイド
は、General Guidance としては、各サンプルについて問題の特定と解決「に関する検査を IP 71152 を用いて行うことを記載しているのみである。個々の検査要件に対するガイダンスは、上記の Sample
Requirements の中で Specific Guidance として示している。

2. 3. 2. 8BM0110 作業管理における比較調査の結果

BM0110 作業管理について、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて調査をした。それぞれの検査ガイドの内容等を調査、確認した結果、
BM0110 作業管理という検査ガイドに対応し、比較できるような NRC の検査ガイドは見当たらなかった。全く関連性がないとは言い切れないが、両者間での比較可能性がなく、NRCの検査ガイドのいずれも原子力規制庁が用いる検査ガイドに対応した検査ガイドではないことが分かった。
原子力規制庁が用いる検査ガイド：BM0110 作業管理、改正 1、2021/07/21
NRC の検査ガイド：
・IP71111.13 Maintenance Risk Assessments and Emergent Work Control
・IP71111.18 Plant Modifications
・IP71111.24 Testing and Maintenance of Equipment Important to Risk
・IP88070 Plant Modifications （Annual）
・IP88072 Plant Modifications （Triennial）
なお、上記の日米の検査ガイドについて、調査、確認した内容の概要を総括すると、次のとおりである。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉等の作業管理（施設管理及び施工管理）の活動状況を幅広く確認する。NRC の検査ガイドでは、実用炉等の変更に着目して、それに関わる特定の作業（リスク評価、コンフィグレーション管理など）の妥当性と施設変更に伴う設備機能への影響などを確認する。
原子力規制庁が用いる検査ガイドで、NRC の検査ガイドと共通する ISA（総合安全解析）と IROFS（安全のために必要な事項）の用語を使用しているが、NRC の検査ガイドと同じ文脈で使用しているわけではない。

2.3.2.8 - 1

表 2. 3. 2. 8-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（作業管理）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BM0110 作業管理

【ガイド】－

両者間の主な相違点

Rev. 1：2021/07/21
項目

主な内容

項目

主な内容

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」「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」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、使用）検査分野：「施設管理」

－

－

－

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。
）、
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作業管理に関する活動状況を確認する。

－

－

－

検査要件

・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

－

－

－

－

－

－

・検査対象選定の際のリスク情報活用に関する
留意事項
・本検査を行う際の留意事項
・核燃料施設等に対して検査を行う際の留意事
項

－

－

－

表１ 関連する施行規則条項
表２ 検査要件まとめ表
表３ 施工管理における管理項目等の具体例
1.事前準備2.現場準備
3.撤去作業
4.据付、点検・検査・計測
5.組立、試験、復旧、片付け

－

－

－

本
文

・検査前準備検査手順

・検査実施
・問題点の特定と解決に関する確認

検査手引き

別紙・附属書2.3.2.8 - 2

2. 3. 2. 9BO0010 サーベイランス試験における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.9-1 にまとめた。
・BO0010 サーベイランス試験、改正 2、2023/05/24
・IP71111.22 Surveillance Testing（11/19/18）

2. 3. 2. 9. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 9. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、幅広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 9. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の運転におけるサーベイランス試験の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（サーベイラン
ス試験（IST を含む）によりリスク上重要な機器や FLEX 機器が機能発揮できることが客観的に示されることを確認）を記載している。
2. 3. 2. 9. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数を記載している。
2. 3. 2. 9. 5 検査手順

2.3.2.9 - 1

日米とも「サーベイランス試験」を対象とする検査という点では同じであるが、内容は異なっている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマンスベースというよりも試験プロセスが適切に行われているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）のように見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、影響を受けた SSC が所定の機能を発揮し続けられることの客観的証拠を試験で得られていることを検査官として確認するための、具体的チェックポイントを示している。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、安全上重要な設備の試験を対象としているが、実用炉の場合、重大事故に対処する設備の試験を含めるかどうか明確に記載していない（別紙１で、PWR の重大事故等対処設備は定期的な機能確認が行われる設備に含めているが、検査するかどうかは明示していない）。一方、NRC の検査ガイドは、FLEX（（ビアアアクビデント対応設備）用 SSC の試験も検査することを明記している。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一般的な記載を含めているが、「原子力安全に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していない。NRCの検査ガイドは、具体例を 2 つ詳しく示している。
2. 3. 2. 9. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験前、試験中、試験お後に分けて、試験プロセスの妥当性をどう確認するかのガイダンスを示している（（例えば、「試験は手順書通り行わ（れていること」を確認する）。
一方 NRC の検査ガイドでは、サンプルの選び方の詳しい説明、問題があった SSC の試験についての検査における具体的なチェックポイント（例えば、プラント運転に対する試
験の影響に適切に対処していること）を示している。
2. 3. 2. 9. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表１サーベイランスに用いる参照値の採取方
法」、「表２関連する施行規則条項」、「表３検査要件まとめ表」、および「別紙－１定期的に機能確認を行う設備」を記載している。NRC の検査ガイドには、「Additional inspection
guidance for selecting risk- or safety-significant systems」、「Risk Management Technical
Specifications（TS）Initiative 5b Surveillance Frequency Control Program（SFCP） Guidance」
を付している。

2.3.2.9 - 2

表 2. 3. 2. 9-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（サーベイランス試験）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO0010 サーベイランス試験【ガイド】IP71111.22: Surveillance Testing （M,B）

Rev.2: 2023/05/24
項目

－

監視領域

本
文

検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（11/19/18）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

大分類：「原子力施設安全」
小分類：「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、研究開発炉、試験炉、再処理、加工） CORNERSTONES「臨界防止」「閉じ込め維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、使用）検査分野：「運転管理」
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。）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２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、原子力施設の運転におけるサーベイランス試験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 INSPECTION OBJECTIVE
うち、表２に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される原子力施設の運転の活動状況の確認と併せて行う。
これらの確認対象となる事業者の活動は、運転管理の検査分野における体制、訓練・教育及び設備の保全の他、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。

・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

・INSPECTION BASES
・SAMPLEREQUIREMENTS

IMC 2515 A

NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。

Mitigating Systems, Barrier Integrity

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開
発炉、試験炉、サイクル施設等、幅広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。

01.01 Verify that surveillance testing （including inservice testing （IST）） activities provide
objective evidence that risk- or safety-significant
structures, systems, and components （SSC）
remain capable of performing their intended safetyfunctions and maintain their operational readinessconsistent with their design and licensing bases（i.e. will operate within safety limits and limiting
conditions for operation will be met.）
01.02 Verify that testing activities provide objective
evidence that FLEX SSC remain capable ofperforming their intended functions and maintaintheir operational readiness consistent with theirlicensing bases.

「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の運転におけるサーベイランス
試験の活動状況を確認）を記載している。一方、NRCの検査ガイドは検査の目的（サーベイランス試験（IST を含む）によりリスク上重要な機器や FLEX 機
器が機能発揮できることが客観的に示されることを確認）を記載している。

・See IMC 0308 Attachment 2
・サンプルの種類、検査頻度、サンプル数

2.3.2.9 - 3

NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC
0308 参照」に変更して記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数を記載している。

・検査対象の選定
・検査実施
集めた情報とサーベイランス試験の実施スケ
ジュールから総合的に勘案し、検査実施時点

・Once or twice a year, inspectors should consider

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマ

conducting a “vertical slice” review of work

ンスベースというよりも試験プロセスが適切に行わ

activities on safety-significant systems to assess

れているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）の

whether different aspects of the licensee’s processes

ように見受けられる。 NRC の検査ガイドは、影響を

work effectively together, e.g. Maintenance,

受けた SSC が所定の機能を発揮し続けられることのOperations, Risk Management, Scheduling, etc.・・

客観的証拠を試験で得られていることを検査官とし（サンプル例の一覧表あり）て確認することを要求し、具体的チェックポイント

・.01 Surveillance Testingを示している。

において安全上重要と判断される設備のサーベイランス試験を選定する。
検査手順（1） 標準的な検査・GENERAL GUIDANCE・INSPECTION SAMPLES（2） 全般的な検査

Verify by witnessing surveillance tests・・

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、安全上重要Specific Guidance

な設備の試験を対象としているが、実用炉の場合、重Significant surveillance test attributes・・・02 FLEX Testing
Verify by witnessing tests・・

・問題点の特定と解決に関する確認

Specific Guidance（1） 本検査に関連する原子力安全に影響をSection 11.5 of NEI 12-06 contains・・

及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等

大事故に対処する設備の試験を含めるかどうか明確に記載していない（別紙１で、PWR の重大事故等対処設備は定期的な機能確認が行われる設備に含めているが、検査するかどうかは明示していない）。一方、
NRC の検査ガイドは、FLEX（ビアアアクビデント対応設備）用 SSC の試験も検査することを明記していにおいて是正処置が適切に講じられているる。

ことを確認する。

・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一般的な記載を含めているが、「原子力安全に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していない。NRC の検査ガイドは、具体例
を 2 つ詳しく示している。

・標準的な検査
a. 試験開始前の留意事項
検査手引き

b. 試験中の留意事項

同上

同上（検査要件と一体化）

c. 試験終了後の留意事項
・全般的な検査に関する留意事項

別紙・附属書表１サーベイランスに用いる参照値の採取方法
表２関連する施行規則条項
表３検査要件まとめ表
別紙－１定期的に機能確認を行う設備等

Table
APPENDIX A

Additional inspection guidance for selecting risk- or
safety-significant systems.
Risk Management Technical Specifications （TS ）Initiative 5b Surveillance Frequency Control Program（SFCP） Guidance

2.3.2.9 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験前、試験中、試験お後に分けて、試験プロセスの妥当性をどう確認するかのガイダンスを示している（例えば、試験は手順書通り行われていること）。一方 NRC の検査ガイドは、サンプルの選び方の詳しい説明、問題のあった SSC の試験に対する検査における具体的なチェックポイント（例えば、プラント運転に対する試験の影響に適切に対処していること）を示している。

2. 3. 2. 10

BO1020 設備の系統構成における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 10-1 にまとめた。
・BO1020 設備の系統構成、改正 1、2023/05/24
・IP 71111.04: Equipment Alignment （12/20/18）
2. 3. 2. 10. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 10. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としているが、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 10. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の運転における設備の系統構成の活動状況確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（設備構成を確認し系統の安全機能に影響する不整合を特定する、ライセンシーが系統構成に関する問題を適切に特定・解決し緩和系などの利用可能性・機能発揮に影響しないようにしていることの確認など）を記載している。
2. 3. 2. 10. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、「IMC 0308 参照」とのみ示すように変更し、記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 10. 5 検査手順

2.3.2.10 - 1

日米の検査ガイドは、いずれも 2 種類の検査方法を示しているが、その内容には相違がある。原子力規制庁の検査ガイドは、標準的系統構成確認と包括的系統構成確認の 2 種類
で、前者は短期的なリスク変動に対応する標準的な検査、後者は系統構成の範囲を拡張し関連する系統を包括的に検査するとして、切り口が異なる。NRC 検査ガイドでは、Partial
Walkdown と Complete Walkdown の 2 種類で、Walkdown の対象範囲の広さの違いである。
具体的な検査手順も相違している。原子力規制庁の検査ガイドには「リスク変動」の説明もなく分かりにくい。パフォーマンスベーストの検査と見られるが、より明確で分かりやすい記載内容にすると良い。
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「問題点の特定と解決に関する確認」は、NRC の検査ガイドでは特に検査項目を立てず、通常の検査活動として General Guidance に埋め込んで記載している。
また、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォーマットに準拠して、検査手順と検査手引を分けて記載している。NRC の検査ガイドは、Inspection Samples の中で、個々の検査項目ごとに個別のガイダンス（Specific Guidance）を示している。
2. 3. 2. 10. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでもサンプルの選定についてガイダンスを提供しているが分かりにくい。NRC の検査ガイドでは、General Guidance の中で、Cornerstone 別にリスク上の優先度に応じたサンプル例を表形式に整理して示しており、より詳細なガイダンス
をより分かりやすく提供している。NRC の検査ガイドでは、上述のとおり、Inspection Samplesの中に Specific Guidance が含められている。
2. 3. 2. 10. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、サンプル選定のガイダンスを記載している。

2.3.2.10 - 2

表 2. 3. 2. 10-1

NRA 検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（設備の系統構成）
NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP 71111.04: Equipment Alignment【ガイド】BO1020 設備の系統構成
Rev.1: 2023/05/24（12/20/18）

項目

主な内容

－

監視領域

検査目的
本
文

検査要件

両者間の主な相違点－

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」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研究開発炉）
検査分野：「運転管理」
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第 61 条の 2 の 2
第 1 項第 4 号ロで規定されている事項（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、原子力施設の運転における設備の系統構成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 号イで規定されている事項（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原子力施設の運転に係る活動状況の確認と併せて行う。
・検査対象（1） 標準的系統構成（2） 包括的系統構成
・検査の体制、頻度及びサンプル数

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITYCORNERSTONESIMC 2515 A

NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラ
ムが示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件などから読み取れる。

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としているが、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。

INSPECTION OBJECTIVES

01.01 To verify equipment alignment and identify any
discrepancies that impact system safety function（s）.
01.02 To verify that the licensee has properly identified
and resolved equipment alignment problems that could
cause initiating events or impact the availability andfunctional capability of mitigating systems or barriers.

INSPECTION BASES

See Inspection Manual Chapter （ IMC ） 0308,“Reactor Oversight Process Basis Document,”
Attachment 2, “Technical Basis for Inspection
Program”

SAMPLE REQUIREMENTS

Partial Walkdown, Complete Walkdown「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の運転における設備の系統構成の活動状況確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（設備構成を確認し系統の安全機能に影響する不整合を特定する、ライセンシー
が系統構成に関する問題を適切に特定・解決し緩和系などの利用可能性・機能発揮に影響しないようにしていることの確認など）を記載している。

・NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更し、記載をスリム化した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
・日米の検査ガイドは、2 種類の検査を記載してい・検査対象の選定（1） 標準的系統構成確認
検査手順（2） 包括的系統構成確認・検査実施・問題点の特定と解決に関する確認

INSPECTION SAMPLES

01 Partial Walkdown Sample
Walkdown and verify ・・Specific Guidance
a. Review documents to determine the correct

Specific Guidancesystem/train lineup for the selected system/train.
02 Complete Walkdown Sample

るが、同じものではなく、また、内容も異なるようである。原子力規制庁が用いる検査ガイドは「リスク変動」など説明されておらず分かりにくい。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドの「問題点の特定と解決に関する確認」は、NRC の検査ガイドでは
特 に 検 査 項目 を 立て ず 、 通常 の 検査 活 動 とし て

2.3.2.10 - 3

NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP 71111.04: Equipment Alignment【ガイド】BO1020 設備の系統構成
Rev.1: 2023/05/24
項目

両者間の主な相違点（12/20/18）
主な内容

項目

主な内容
General Guidance に埋め込んで記載している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォー
マットに準拠して、検査手順と検査手引を分けて記載している。NRC 検査ガイダンスは、Inspection
Samples の中 で、 個々 の検 査項 目ご と に Specific

検査手引き

別紙・附属書・標準的系統構成確認に関する留意事項
・包括的系統構成確認に関する留意事項
・検査対象選定の際のリスク情報活用に関する
留意事項

GENERAL GUIDANCE

表 1 関連する施行規則条項
表 2 検査要件まとめ表

Table（General Guidance）

Guidance を示している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでもサンプルの選定についてガイダンスを提供しているが、NRC のGENERAL GUIDANCE
検査ガイドでは、General Guidance の中で、Cornerstone
Select a reasonable distribution of partial walkdown
別にリスク上の優先度に応じたサンプル例を表形式
samples each quarter and on each unit at multiple unitに整理して示しており、より詳細なガイダンスをよsites throughout the year.
り分かりやすく提供している。
With regard to sample selection, the most risk・NRC の検査ガイドでは、上述のとおり、Inspection
significant system may not be the redundant or backup
Samples の中に Specific Guidance が含められている。
train （for example, the most risk-significant system
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、NRC 検査
could be the electrical bus that provides power to the
ガイドの Walkdown に関するガイダンスを抽出利用
redundant or backup train）.・・
しているが、説明なしで項目を列挙しており、唐突感がある。
Sample selection の Guidance

2.3.2.10 - 4

2. 3. 2. 11

BO1030 原子炉起動停止における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.11-1 にまとめた。
・BO1030 原子炉起動停止、改正 1、2021/04/21
・IP71111.20 Refueling and Other Outage Activities （11/28/2017）
2. 3. 2. 11. 1

PROGRAM APPLICABILITY

IMC 2515 Appendix A : NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドの上位図書としてこの IMCが示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには IMC のような上位図書はないが、適用対象は、目的から読み取れる。
2. 3. 2. 11. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。一方、NRCの検査ガイドは、実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 11. 3 検査目的「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、根拠法令及び検査の位置づけ（（表 1 の原子力施設の施設管理及び運転における原子炉の起動・停止の活動状況を確認する等。
）を記載している。一方、NRC の検査ガイドでは、検査の目的（安全上重要な原子炉停止時の作業が適切に管理されているか等）を記載している。
2. 3. 2. 11. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」（根拠）の内容
を IMC 0308 に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、下記の検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数について記載している。
・検査対象（1） 停止中に行われる安全上重要な活動の適切性

2.3.2.11 - 1

（2） 安全上及びリスク上重要な系統・機器（特に出力運転中立入りできない区域にある
系統、機器）の健全性（3） 原子炉冷却材水抜きやミッドループ運転中における事業者の活動及びその適切性とリスク管理の状況
・検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、実用炉及び研究開発炉に対し、表２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。
2. 3. 2. 11. 5 検査手順
NRC の検査ガイドの「GENERAL GUIDANCE」では、当該ガイダンスの対象検査と関連のある、あるいは同時期に行われる作業に対する IP について参照している（例えば、格納容器に人が入らずに起動が行われる複雑でないトリップ（non-complicated reactor trips wherea startup is performed without entering the containment）では検査手順書 IP71153 「Follow-Up of
Events and Notices of Enforcement Discretion」を使用する。）
NRC の検査ガイドでは、リスクの高い系統構成での安全機能に対するチェックリスト（IMC0609「Significance Determination Process」App. G「Shutdown Operations Significance
Determination Process）を示している。
全体として、NRC の検査ガイドの記述が多い。また、個別項目としては、NRC ガイドでは b. Fatigue Management.の項目があるが、原子力規制庁が用いる検査ガイドにはない。
2. 3. 2. 11. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手引」は「検査手順」の小項目として検査項目ごとに記載されており、NRC の検査ガイドでも「GENERAL GUIDANCE」で、全般のガイドを示したのち、「INSPECTION SAMPLE」の小項目として検査項目ごとに「Specific
Guidance」が記載されている。
2. 3. 2. 11. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドには「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」の記載があるが、NRC の検査ガイドには記載がない。

2.3.2.11 - 2

表 2.3.2.11-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC 検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（原子炉起動停止）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO1030_r1 原子炉起動停止【ガイド】IP71111.20: Refueling and Other Outage Activities

Rev.1 2021/04/21

ベース版（11/28/2017）

項目

主な内容

項目

両者間における主な相違点

主な内容
NRC の検査ガイドは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象

PROGRAM－－IMC 2515AppendixA*1

APPLICABILITY（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドは、IMC のような上位図書はないが、適用対
象は、検査目的等から読み取れる。

大分類：「原子力施設安全」
監視領域

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」

CORNERSTONES「閉じ込めの維持」（実用炉、研究開発炉）

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier
Integrity

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開
発炉を対象としている。一方、NRC 検査ガイドは実用炉のみ対象としている。

検査分野：「施設管理」「運転管理」
本

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違して文

検査の根拠となる原子炉等規制法の該当条項に基づき以下の検査を行う。

INSPECTION OBJECTIVES

・原子力施設の施設管理及び運転における原子炉の起動・停止の活動状況を確認する（表
検査目的

1）
。
・原子力施設の施設管理および運転にかかる活動状況の確認と併せて行う（表 1）。

01.01 To verify that outage activities important toいる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法令

safety are appropriately managed.

及び検査の位置づけ（表 1 の原子力施設の施設管理及

01.02 To verify that safety-related and risk-

び運転における原子炉の起動・停止の活動状況を確認

significant structures, systems, and components in

する等。）を記載している。記載の分量が長い。一方、

inaccessible areas during power operations are

NRC の検査ガイドは、検査の目的（安全上重要な原子

appropriately maintained to support required safety

炉停止時の作業が適切に管理されているか等）を比較

functions.

的短く、シンプルに記載している。

01.03 To verify that risk is appropriately managed

・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

during outage-related activities such as duringの適用も踏まえて確認する。

reduced-inventory and mid loop conditions.

2.3.2.11 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO1030_r1 原子炉起動停止【ガイド】IP71111.20: Refueling and Other Outage Activities

Rev.1 2021/04/21

ベース版（11/28/2017）

項目

主な内容

項目

両者間における主な相違点

主な内容

・検査対象
（1） 停止中に行われる安全上重要な活動の適
切性（2） 安全上及びリスク上重要な系統・機器

INSPECTION BASES

See IMC 0308, Attachment 2*2
・NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す（特に出力運転中立入りできない区域にある系

る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP で統、機器）の健全性
検査要件

は「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化し（3） 原子炉冷却材水抜きやミッドループ運転

SAMPLE REQUIREMENT に Sample Type、た。

Frequency、Sample Size、Hours per site 等を記

・原子力規制庁が用いる検査ガイドには、検査対象、検載している。

査の体制、頻度及びサンプル数について記載している。

GENERAL GUIDANCE では他の検査ガイドと・日米の検査ガイドの構成で、共通する部分が多い。

のマニュアル、安全活動状況及び不適合の是正の関連を示すとともに、停止中のリスク管理

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手引」が処置状況等を調査するとともに、ウォークダウ

についての検証については IMC 0609,「検査手順」に組み込まれ、まず、全般的な事前実施

ン、リスク情報等の活用、事業者へのインタビ“Significance Determination Process,” Appendix

項目を記載し、次に検査項目ごとに検査実施→検査手

ュー等により検査対象並びに検査方法等を定め

G, “Shutdown Operations Significance引が示されている。

ておく。

Determination Process,”等が判断の参考になる

・NRC の検査ガイドでも、まず「GENERAL

・原子炉停止計画としている。

GUIDANCE」を記載し、次に「INSPECTION

中における事業者の活動及びその適切性とリスク管理の状況SAMPLE REQUIREMENTS

・検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、実用炉及び研究開発炉に対し、表２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。
検査に当たっては、許認可関連文書、事業者等

検査手順

GENERAL GUIDANCESAMPLE」で検査項目ごとに「Specific Guidance」を記［検査実施］計画停止の前に、「停止時のリスク管理の計画」がリスク、業界の経験、過去の検査手引

INSPECTION SAMPLEINSPECTIONSAMPLE の以下の検査項目ごとに Specific Guidance が示されている。

プラント固有の問題等を適切に考慮していることを確認する。

載している。
・NRC の検査ガイド「GENERAL GUIDANCE」では、当該ガイダンスの対象検査と関連のある、あるいは同［検査手引き］ （1） 事業者の「停止時のリ

03.01 Refueling/Other Outage Sample

時期の行われる作業に対する IP について参照していスク管理の計画」、関連業界の経験、および過a. Outage Plan.

る。（例えば、格納容器に人が入らずに起動が行われる

去のプラント固有の問題をレビューし、重要な

b. Fatigue Management.

複雑でないトリップでは検査手順書 IP71153 「Follow-

安全機能の喪失を防止する低減策/手順を定め

c. Shutdown.

Up of Events and Notices of Enforcement Discretion」を使ていることを確認する。等

d. Outage.

用する。）

・停止時

1. Isolation and Clearance/Cleanliness Activities.

・リスクの高い系統構成での安全機能に対するチェッ［検査実施］ 降温操作の一部を観察し、運転

2. Foreign Material Exclusion.

クリスト（IMC0609「Significance Determination

上の制限に定める温度変化率（冷却率）を遵守

3. Reactor Coolant System Instrumentation.

Process」App. G「Shutdown Operations Significance2.3.2.11 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO1030_r1 原子炉起動停止【ガイド】IP71111.20: Refueling and Other Outage Activities

Rev.1 2021/04/21

ベース版（11/28/2017）

項目

主な内容

項目

両者間における主な相違点

主な内容

し

4. Electrical Power.

Determination Process）を示している。

ていることを確認する。等

5. Containment.

＊リスク評価の参考になる資料（IMC0609）を整備す［検査手引き］ 停止後、格納容器の入域が可

6. Decay Heat Removal.

ることが検査に対し有効と思われる。

能となった場合、事業者に安全を確認後、可能

7. Inventory Control.

な限り速やかに格納容器内の巡視点検を行い、8. Reduced Inventory.

・全体として、NRC の検査ガイドの記述が多く、個別

出力運転中立ち入りできない区域の検査を行

9. Spent Fuel Pool Cooling.

項目としては、NRC の検査ガイドでは b. Fatigue

う。等

10. Refueling.

Management.の項目があるが、原子力規制庁が用いる検・停止中（検査対象として・隔離作業・異物管

11. Reactivity Control.

査ガイドにはない。

理・一次冷却材系の計測設備・電源系統・格納e. Startup.

容器・崩壊熱除去系統・原子炉冷却材保有水の1. Heat up and Startup.

維持・原子炉冷却材水抜き・使用済燃料ピット

2. Containment Closure.

の冷却・燃料取替・未臨界の維持）

・Containment Opening で格納容器立ち入り時の安全条［検査実施］ 事業者が停止中の操作、作業等

件を追加（放射線管理および産業安全対策が実施されの活動を適切に実施していることを確認する。

ている場合）［検査手引き］「（1） 機器の供用除外中も、事・Containment Opening 及び Containment/Drywell closure

業者が運転上の制限を遵守することにより深層で格納容器内等の確認手段として写真、ビデオ、ドロ防護を維持していることを確認する。等

ベース版（11/28/2017）と最新版

ーン、ロボットを明記している。

・起動時（検査対象として・昇温と起動・格納（12/14/2020）の主な差分・Foreign Material Exclusion で対象区域（格納容器／ド容器の閉止）

・Heavy Lifts の項目新たに追加されている。

ライウェル／トーラス／サプレッションプール）を明事業者が適切にプラントの起動操作を実施して・Containment Opening、Containment/Drywell

示し、検査方法として管理方法のレビューのほか現場いることを確認する。

Closure、Foreign Material Exclusion の記述を充巡視や考慮する資料（“PWR Containment Sump

実

Recirculation Pipe Foreign Material Blockage.”）を明示している。（原子力規制庁が用いる検査ガイドでは「異物管理の実施状況及び記録について確認する。」とのみ記載されている）＊ガイドの記述は、例を挙げる等してできるだけ具体的な内容にすると分かりやすい。

別紙・附属書表 1 関連する施行規則条項
表 2 検査要件まとめ表

Appendix－*1 IMC 2515 App. A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） – Risk‐Informed Baseline Inspection Program*2 IMC 0308 Attachment 2: Reactor Oversight Process（ROP） basis Document－Technical basis for Inspection Program

2.3.2.11 - 5－

2. 3. 2. 12

BO1040 動作可能性判断及び機能性評価における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.12-1 にまとめた。
・B01040 動作可能性判断及び機能性評価、改正 1、1 2022/06/16
・IP71111.15 Operability Determinations and Functionality Assessments (12/22/2016)
2. 3. 2. 12. 1 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。一方、NRCの検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 12. 2 検査目的「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令及び検査の位置づけ（表 1 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、原子力施設の運転における安全設備の動作可能性判断及び機能性評価の活動状況を確認する等）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（緩和シ
ステムおよびバリア保全に影響する操作性決定または機能性評価をレビューすること。）を記載している。
2. 3. 2. 12. 3 検査要件
NRC の検査ガイドでは、「INSPECTION「
BASES」で検査の必要性を説明している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数について記載している。
2. 3. 2. 12. 4 検査手順
日米のガイドとも検査対象の選定、検査実施項目は類似しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、SSC に関連する不適合及び機器等の劣化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査し、多角的な観点からサーベイランス試験の適合判定の適切性を確認す
る項目を追加している。この部分は、従来のプロセス指向の検査のように見受けられる。
2. 3. 2. 12. 5 検査手引

2.3.2.12 - 1

代替措置について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、本文中に簡単に示されているが、NRC の検査ガイドでは、IMC0326「「Operability Determinations and Functionality Assessments
for Conditions Adverse to Quality or Safety」が役立つガイダンスを提供するとし、10CFR55.59「Changes, tests, and experiments」の適用等も含めて、記載内容が多い。
2. 3. 2. 12. 6 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」があるが、NRC の検査ガイドには記載がない。

2.3.2.12 - 2

表 2.3.2.12-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（動作可能性判断及び機能性評価）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】B01040_r1:動作可能性判断及び機能性評価【ガイド】IP71111.15: Operability Determinations and Functionality Assessments

Rev.1 2022/06/16

ベース版(12/22/2016)

項目

主な内容

－

－

項目

両者間における主な相違点

主な内容

INSPECTABLE AREANRC の検査ガイドには、検査対象領域の記載がある

Operability Determinations and Functionality（このフォーマットは少々古い。現在は、Program

Assessments

Applicability の記載に入れ替わっている。
）

大分類：「原子力施設安全」
監視領域

小分類：「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（実用炉、研究開発炉）

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究
CORNERSTONES

Mitigating Systems, Barrier Integrity

開発炉を対象としている。一方、NRC の検査ガイド
は実用炉のみ対象としている。

検査分野：「運転管理」

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違し検査の根拠となる原子炉等規制法の該当条項にている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法基づき以下の検査を行う。
・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、原子力施設の運転
検査目的

における安全設備の動作可能性判断及び機能性

INSPECTION

評価の活動状況を確認する（表 1）。

OBJECTIVES

・原子力施設の運転に係る活動状況の確認と併せて行う（表 1）。

To review operability determinations or functionality

令及び検査の位置づけ（表 1 の原子力施設の種別ごassessments affecting mitigating systems and barrierとの保安のための措置に係る規則条項で規定されintegrity to ensure that operability or functionality is

る、原子力施設の運転における安全設備の動作可能

properly justified and the SSC remains capable of

性判断及び機能性評価の活動状況を確認する等）を

performing its specified safety function or current

記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査のlicensing

目的（緩和システムおよびバリア保全に影響する操

basis

(CLB)

function,

such

that

no

unrecognized increase in risk has occurred.

・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

作性決定または機能性評価をレビューすること。）を記載している。

の適用も踏まえて確認する。
本検査では SSC の動作可能性又は機能性の判断・評価が適切で、安全機能が許認可関連文書

検査要件

検査手順

INSPECTION BASES(設置(変更)許可申請書、工事計画認可申請書等)

Improperly evaluated degraded and/or non-conforming

・NRC の検査ガイドでは、「INSPECTION BASES」の基準に適合し維持されていることを確認す

conditions may result in continued operation with a

で検査の必要性を説明している。

る。

structure, system, or component (SSC) that is inoperable

・検査対象

or nonfunctional.

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検（1）リスク上重要な SSC に係る動作可能性判

LEVEL OF EFFORT査の体制、頻度及びサンプル数について記載してい断および機能性評価

RESOURCE ESTIMATESる。

・検査の体制、頻度及びサンプル数

PROCEDURE

・検査対象の選定

INSPECTION

02.01 Sample Selection

・日米の検査ガイドとも検査対象の選定、検査実施

・検査実施

REQUIREMENTS

02.02 Inspection

項目は類似しているが、原子力規制庁が用いる検査

2.3.2.12 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】B01040_r1:動作可能性判断及び機能性評価【ガイド】IP71111.15: Operability Determinations and Functionality Assessments

Rev.1 2022/06/16

ベース版(12/22/2016)

項目

主な内容

項目

両者間における主な相違点

主な内容

関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー

a. Review the technical adequacy of the licensee’s

ガイドでは、SSC に関連する不適合及び機器等の劣等によりリスク上重要な SSC に係る動作可能性

operability determination or functionality assessment,化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査

判断及び機能性評価を確認する。

and verify it is justified.

し、多角的な観点からサーベイランス試験の適合判

a. 事業者の動作可能性判断や機能性評価の技術

b. If the operability or functionality evaluation involves

定の適切性を確認することが追加されており、サー的妥当性をレビューする。

compensatory measures:

ベイランス試験の合否判定の適切性確認を行うとしb. 事業者による動作可能性や機能性の評価が1. Verify that the measures are in place, will work asている。従来のプロセス指向の検査のように見受け

代替措置に関連している場合、代替措置が目的

intended, do not cause system operation to be outside theられる。。

通りに機能し、系統運転が適性に制御されていdesign basis and are appropriately controlled, and・日米の検査ガイドとも動作可能性や機能性の評価

ること、認可修正の必要がないことを確認する。

2. Verify that use of a compensatory measure does not

が代替措置に関連している場合に確認すべき項目がc. LCO に及ぼす影響の判断など、適切な措置がrequire a license amendment. NOTE: NEI 96-07,

示されている。

講じられていることを確認する。

Revision 1, Appendix E shall not be used by NRC staff

d.サーベイランス試験の合否判定については、

in evaluating compliance with the provisions of 10 CFR

SSC に関連する不適合の有無に拘わらず事故時

50.59.

を想定した条件になっているか等の観点で判定

02.03 Problem Identification and Resolutionの適切性を確認する。
・問題点の特定と解決に関する確認・検査対象選定の際のリスク情報活用に係る留意事項
・検査に係る留意事項(1) リスク上重要な SSC に関わる動作可能性判
断及び機能性評価
検査手引

劣化状態の種類、不適合状態の定義、代替措置の

INSPECTION GUIDANCE

実施に係る注意点、動作可能性の定義、動作可能性判断プロセスの活用、機能性の定義、事業者がリスク上重要な SSC に対して行う動作可能性判
断や機能性評価をサンプリングにより確認する。

03.01 Sample Selection

代替措置について、原子力規制庁が用いる検査ガイ

Inspectors should apply risked informed insights

ドでは本文中に簡単に示されているが、NRC の検査

together with other factors, such as engineering analysis

ガイドでは、検査官の判断の支援を行う関連資料を

and judgment, operating experience, and performance

複数紹介しており、内容が深い。（関連資料の例、

history, to determine which operability determinations or

IMC0326「Operability Determinations and Functionality

functionality assessments should be selected for review.

Assessments for Conditions Adverse to Quality or Safety」

Selection of operability determinations or functionality

が役立つガイダンスを提供しており、10CFR55.59

assessments can emerge from the inspector's review of「Changes, tests, and experiments」は、一時的な変更／

plant status documents such as operator shift logs,

代償措置自体（劣化または不適合状態ではない）が、

emergent work documentation, deferred modifications,

UFSAR に記載された施設または手順の他の側面に

and standing orders to determine if an operability

影響を与えるかどうかを判断する目的で、一時的な

determination or functionality assessment is warranted

変更に適用されるべきであるとしている。

for a degraded or nonconforming condition.

＊NRC ガイドでは IMC0326、10CFR55.59 等関係する文書を参照して、より詳細な情報が検査官に入る

03.02 Inspection

2.3.2.12 - 4

ようにしており、参考になる。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】B01040_r1:動作可能性判断及び機能性評価【ガイド】IP71111.15: Operability Determinations and Functionality Assessments

Rev.1 2022/06/16

ベース版(12/22/2016)

項目

主な内容

項目

両者間における主な相違点

主な内容
IMC

0326,

“Operability

Determinations

andFunctionality Assessments for Conditions Adverse to
Quality or Safety” provides guidance to NRC inspectors
to assist in their review of licensee determinations ofoperability, assessments of functionality, and resolutionof degraded and nonconforming conditions. This section
contains excerpts and discussions from IMC 0326. Moredetailed information can be found in IMC 0326.
別紙・附属書表 1 関連する施行規則条項
表 2 検査要件まとめ表

Appendix－

2.3.2.12 - 5－

2. 3. 2. 13

BO0060 燃料体管理（運搬・貯蔵）における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて調査をした。
それぞれの検査ガイドの内容等を調査、確認した結果 BO0060 燃料体管理（運搬・貯蔵）という検査ガイドに対応し、比較できるような NRC の検査ガイドは見当たらなかった。全く関連性がないとは言い切れないが、両者間での比較可能性がなく、NRC の検査ガイドのいずれも原子力規制庁が用いる検査ガイドに対応した検査ガイドではないことが分かった。
・BO0060_r1-燃料体管理（運搬・貯蔵）、改正 1、2021/04/21
・IP60845 Operation of Inter-Unit Fuel Transfer Canister and Cask System
なお、上記の日米の検査ガイドについて、調査、確認した内容の概要を総括すると、次のとおりである。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉等の施設での燃料体の所内外での運搬等について、「燃料体管理の活動状況」を確認する。具体的には、「適切な設備、要員、体制等で実施され、適切に測定、異常の検知等が実施されていること」を確認する。そのため、輸送容器の表面線量等量率の確認、放射線測定機器の校正記録確認、燃料が臨界に達しない措置などを確認する。また、「燃料の事業所内運搬（号炉間輸送含む）」としているが、号機間輸送の検査に関する記載はない。
NRC の検査ガイドでは、実用炉の号機間の燃料体輸送に限定して、「号機間の燃料体輸送の操作の妥当性を確認」する。例えば、事前にドライラン（（模擬燃料を使用したテスト）を行い、実際の移動は ALARA 原則に従って実施されることを確認するなどを記載している。号機間輸送に特化した詳細な検査内容となっており、原子力規制庁が用いる検査ガイ
ドとは異なる内容となっている。

2.3.2.13 - 1

表 2. 3. 2. 13-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（燃料体管理（運搬・貯蔵））

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO0060_r1-燃料体管理（運搬・貯蔵）【ガイド】－

両者間の主な相違点

Rev. 1：2021/04/21
項目

監視領域

検査目的
本
文

検査要件

主な内容
大分類：「原子力施設安全」
小分類：「発生防止」「閉じ込めの維持」（実用炉、
研開炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「閉じ込めの維持」（貯蔵、使用）
検査分野：「運転管理」「放射線管理」「作業管理」
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、原子力施設の工場又は事業所において行われる運搬及び貯蔵等における燃料体管理の活動状況を確認する。また、法第 61 条の２の２第１項第４号ハで規定される事項（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係る措置）の実施状況（新燃料及び使用済燃料の運搬に係る事項に限る。）を確認するほか、燃料取扱設備
及び燃料貯蔵設備基準の遵守状況、事業者の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。
・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

項目

主な内容

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

・検査前準備
検査手順

検査手引き

別紙・附属書・検査実施・問題点の特定と解決に関する確認・検査前準備・実施中の着眼点
・その他留意事項
表 1 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表３ 検査要件まとめ表

2.3.2.13 - 2

2. 3. 2. 14

BO1070 運転員能力における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.14-1 にまとめた。
・BO1070 運転員能力、改正 3、 2023/05/24
・IP71111.11 Licensed Operator Requalification Program and Licensed Operator Performance（09/24/2014）
2. 3. 2. 14. 1 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。一方、NRCの検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 14. 2 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは、根拠法令及び検査の位置づけ（（表１に示す原子力施設の運転における運転員能力の活動状況を確認する等。
）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（（再認
定試験、その他の試験、トレーニングの実施及び実際のプラント／制御室での認定運転員のパフォーマンス等を評価する）を記載している。
2. 3. 2. 14. 3 検査要件
NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、検査は 10CFR55.59 で要求されている施設で行う再認定試験の実施、その他の試験、トレーニングの実施及び実際のプラント/
制御室での認定運転員のパフォーマンス等を評価するとしている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サ
ンプル数、検査リソース等は、調整されている。
2. 3. 2. 14. 4 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象として、（1）中央制御室・現場での運転（員の活動状況、（2）運転シミュレータによる事故対応の訓練状況、（（3）運転責任者認定試験（の適切性としており、すべての検査で頻度は毎年となっている。一方、NRC の検査ガイド
では、（1）常駐検査官による再認定テスト中の認定運転員のパフォーマンス、事業者が再認（

2.3.2.14 - 1

定試験等を実施する能力、シミュレータのパフォーマンスのレビューは四半期ごとに行い、プラント/主制御室における認定運転員のパフォーマンスは四半期ごとに、活動やリスクが高まっている時期に評価する。
（2）（
リージョンの専門家による認定運転員のパフォーマンス
のレビューは毎年実施する。
（3）（
リージョンの専門家による再認定試験中の認定運転員のパフォーマンス、施設事業者の再認定試験を実施する能力、個々の運転員の免許の管理、制御
室シミュレータの性能認定、運転員のパフォーマンスに関する問題を特定し解決する事業者の能力のレビューが隔年で実施される。
NRC の検査ガイドの 02.09 Simulator Performance では、常駐検査官は、シミュレータの物
理モデリング（（つまり、パネル、機器、計器、制御装置、ラベル、及び関連する形式と機能の物理的な位置など、シミュレータと基準プラント制御室の間の類似性の程度）をレビューするとしている。
2. 3. 2. 14. 5 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、以下のような留意事項を記載している。
・中央制御室・現場での運転員の活動状況を確認する際の留意事項
検査実施前に確認しておくべき事業者の方針、観察対象の活動、観察の例を示している。
・運転シミュレータによる事故対応の訓練状況を確認する留意事項
観察例としてプラント監視及び状態把握、操作とその効果の確認、チームワークの観点から具体的な観察対象を示している。
・運転責任者認定試験の適切性を確認する際の留意事項
前回検査以降に実施された筆記試験、口答試験及び実技試験のうち、少なくとも１回分をサンプルとして抽出し適切に実施されていることを確認する。
一方、NRC の検査ガイドでは、チェックリスト、ワークシートを使用して検査を実施する仕組みとなっている。
2. 3. 2. 14. 6 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」があり、一方、NRC の検査ガイドでは、付属書「APPENDIX A TYPICAL
DOCUMENTS REVIEWED DURING BIENNIAL INSPECTION」、「APPENDIX B BIENNIAL
REQUALIFICATION WRITTEN EXAMINATION QUALITY CHECKLIST 」、「APPENDIX CANNUAL REQUALIFICATION OPERATING TEST QUALITY CHECKLIST」、「APPENDIX DOPERATING TEST ADMINISTRATION CHECKLIST」、「APPENDIX E REQUALIFICATIONEXAMINATION SECURITY CHECKLIST」、「APPENDIX F REMEDIAL TRAINING AND REEXAMINATION CHECKLIS」、「APPENDIX G CHECKLIST FOR EVALUATING PLANT-

2.3.2.14 - 2

REFERENCED SIMULATORS OPERATING UNDER 10 CFR 55.46 （c） AND （d）」、「APPENDIX H GENERIC LICENSED OPERATOR OBSERVATION CHECKLISTS, CONTROL
ROOM/IN PLANT OBSERVATION CHECKLIST」など複数のチェックリストを記載している。

2.3.2.14 - 3

表 2.3.2.14-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（運転員能力）
NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP71111.11: Licensed Operator Requalification Program and Licensed【ガイド】BO1070_r3-運転員能力

Operator Performance

Rev.3 2023/05/24

ベース版（09/24/2014）

項目

主な内容
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

監視領域

検査分野：「運転管理」

本
文

主な内容

INSPECTABLE AREA:CORNERSTONES:

Licensed Operator Requalification Program andLicensed Operator Performance

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開

Initiating Events （10%）, Mitigating Systems

発炉を対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実（70%）, Barrier Integrity （10%）, Emergency

用炉のみ対象としている。

Preparedness （10%）

検査の根拠となる原子炉等規制法の該当条項に01.01 To evaluate licensed operator performance基づき以下の検査を行う。

during the conduct of requalification examinations, 規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位・原子力施設の運転における運転員能力の活動

other examinations, training exercises, and in the

置づけ（表１に示す原子力施設の運転における運転員

actual plant/main control room.

能力の活動状況を確認する等。）を記載している。一01.02 To assess the facility licensee’s ability to

方、NRC の検査ガイドは検査の目的（再認定試験、そせて行う（表 1）。

evaluate the performance of their licensed operatorsの他の試験、トレーニングの実施及び実際のプラント・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

during the conduct of requalification examinations,／制御室での認定運転員のパフォーマンス等を評価の適用も踏まえて確認する。

other examinations, and training exercises.等 6 項目する）を記載している。

・検査対象

This

（1） 中央制御室・現場での運転員の活動状況

performance

状況を確認する（表 1）。
・原子力施設の運転に係る活動状況の確認と併（2） 運転シミュレータによる事故対応の訓練
検査要件

項目

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）

検査目的

両者間における主な相違点

INSPECTION OBJECTIVESINSPECTION BASES

inspection

evaluates

duringthelicensedconductofoperator1
facility-

administered requalification examinations required状況

by 10 CFR 55.59, other examinations, facility（3） 運転責任者認定試験の適切性

training exercises, and during selected evolutions

・検査の体制、頻度及びサンプル数
表２の検査要件のまとめ表に示す施設別の検査

LEVEL OF EFFORT:RESOURCE ESTIMATE

conducted in the actual plant/main control room.等「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力・NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、検査は 10CFR55.59 で要求されている施設で行う再認定試験の実施、その他の試験、トレーニングの実施及び実際のプラント/制御室での認定運転員のパフォー
マンス等を評価するとしている。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している

体制、頻度、サンプル数及び時間が目安である。

2.3.2.14 - 4

NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP71111.11: Licensed Operator Requalification Program and Licensed【ガイド】BO1070_r3-運転員能力

Operator Performance

Rev.3 2023/05/24

両者間における主な相違点

ベース版（09/24/2014）

項目

主な内容

項目

主な内容
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは検査対象として（1）中央制御室・現場での運転員の活動状況、（2）
運転シミュレータによる事故対応の訓練状況、（3）運転責任者認定試験の適切性としており、すべての検査

02.01 Inspection Composition.

で頻度は毎年となっている。

02.02 Requalification Examination Results.
02.03 Biennial Requalification Written Examination

検査手順

・検査手順

Quality.

事業者等のマニュアル、訓練計画、不適合の是正

02.04 Annual Requalification Operating Test.

処置状況等を調査するとともに、ウォークダウ

02.05 Licensee Administration of an Annual

ン、インタビュー、リスク情報等を活用しサンプ

Requalification Operating Test.

リングにより検査対象並びに検査方法等を決定

INSPECTION

02.06 Requalification Examination Security.

し運転員の能力を確認する。

REQUIREMENTS

02.07

Licensee

Remedial

Training

andRe-

・中央制御室・現場での運転員の活動状況

02.08

・運転シミュレータによる事故対応の訓練状況

Conditions.

・運転責任者認定試験の適切性

02.09 Simulator Performance.

（筆記試験、口頭試験、実技試験）

02.10 Problem Identification and Resolution.

・問題点の特定と解決に関する確認

02.11 Resident Inspector Quarterly Review ofOperator

パフォーマンスのレビューは四半期ごとに行い、プラント/主制御室における認定運転員のパフォーマンス
は四半期ごとに、活動やリスクが高まっている時期に

examinations.
with

定テスト中の認定運転員のパフォーマンス、施設被認可者が再認定試験等を実施する能力、シミュレータの以下の各検査項目の検査手順を記載している。

Conformance

・NRC の検査ガイドでは（1）常駐検査官による再認

LicenseLicensed Operator Requalification and Licensed
Operator Performance.

評価する。
（2）リージョンの専門家による認定運転員のパフォーマンスのレビューは毎年実施する。
（3）リージョンの専門家による再認定試験中の認定運転員のパフォーマンス、施設事業者の再認定試験を実施す
る能力、個々の運転員の免許の管理、制御室シミュレ
ータの性能認定、運転員のパフォーマンスに関する問
題を特定し解決する施設事業者の能力のレビューが隔年で実施される。
・NRC の検査ガイドの 02.09 Simulator Performance では、常駐検査官はシミュレータの物理モデリング（つまり、パネル、機器、計器、制御装置、ラベル、及び関連する形式と機能の物理的な位置など、シミュレー
タと基準プラント制御室の間の類似性の程度）をレビ
ューするとしている。

検査手引

・中央制御室・現場での運転員の活動状況を確General Guidance で全般的な内容を示したのち、認する際の留意事項

Specific Guidance で個別検査のガイドを記載し NRC の検査ガイドでは、チェックリスト、ワークシー

検査実施前に確認しておくべき事業者の方針、

INSPECTION GUIDANCEている。

トを使用して検査を実施する仕組みとなっている。

観察対象の活動、観察の例を示している。

・本検査は複雑な検査構成になっているので、＊適切なチェックリストや、ワークシートは検査を順・運転シミュレータによる事故対応の訓練状況

General Guidance では、各検査のポイント、スケ 序良く、確実に実施するのに役立つと考えられる。

を確認する留意事項

ジュール等について示している。

2.3.2.14 - 5

NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【ガイド】IP71111.11: Licensed Operator Requalification Program and Licensed【ガイド】BO1070_r3-運転員能力

Operator Performance

Rev.3 2023/05/24

両者間における主な相違点

ベース版（09/24/2014）

項目

主な内容

項目

主な内容

観察例としてプラント監視及び状態把握、操作・Specific Guidance では INSPECTIONとその効果の確認、チームワークの観点から具REQUIREMENTS の 11 項目と 1 対 1 で対応し体的な観察対象を示している。

た形で検査の手順を示している。（以下の内容

・運転責任者認定試験の適切性を確認する際のを含む：事前の調査、適切な実施時期事業者と留意事項の調整、個別ガイダンス、チェックリスト・様前回検査以降に実施された筆記試験、口答試験

式を使用すること、不合格者への対応、実施日

及び実技試験のうち、少なくとも１回分をサンが異なる場合の対応として複数の試験バージョ

プルとして抽出し適切に実施されていることをンを作成等）

確認する。
APPENDIX A TYPICAL DOCUMENTS
REVIEWED DURING BIENNIAL
INSPECTION
APPENDIX B BIENNIAL REQUALIFICATIONWRITTEN EXAMINATION QUALITYCHECKLISTAPPENDIX C ANNUAL REQUALIFICATIONOPERATING TEST QUALITY CHECKLISTAPPENDIX D OPERATING TESTADMINISTRATION CHECKLIST
別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項
表２ 検査要件まとめ表

APPENDIX E REQUALIFICATION

Appendices

EXAMINATION SECURITY CHECKLISTAPPENDIX F REMEDIAL TRAINING AND REEXAMINATION CHECKLISAPPENDIX G CHECKLIST FOR EVALUATING
PLANT-REFERENCED SIMULATORSOPERATING UNDER 10 CFR 55.46 （c）
AND （d）
APPENDIX H GENERIC LICENSED OPERATOROBSERVATION CHECKLISTSCONTROL ROOM/IN PLANT OBSERVATIONCHECKLIST

2.3.2.14 - 6

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」があり、一方、NRC の検査ガイドでは、付属書「APPENDIX A TYPICAL DOCUMENTS REVIEWEDDURING BIENNIAL INSPECTION」、「APPENDIX B
BIENNIAL REQUALIFICATION WRITTEN
EXAMINATION QUALITY CHECKLIST 」など 8 つのチェックリストを記載している。

2. 3. 2. 15

BO2010 運転管理における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 15-1 にまとめた。
・BO2010 運転管理、改正 1、2023/05/24
・IP88020 Operational Safety （10/01/2018）
2. 3. 2. 15. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 15. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験炉、再処理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、燃料サイクル施設、MOX 施設、濃縮施設を対象にしている。
2. 3. 2. 15. 3 検査目的
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、施設の操作（（運転）に関する保全措置の活動状況の確認を、目的として記載している。NRC の検査ガイドは、施設の安全運転管理の要件（臨界安全、放射線防護、化学安全、火災防護に関連するリスクの特定と管理）及びガイダンス
を示すことを、目的として簡潔に記載している。
2. 3. 2. 15. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、施設の全機器及び活動を検査対象とする。再処理施設や加工施設では、安全確保項目（IROFS）も検査対象となる。
NRC の検査ガイドは、IMC 2600 （燃料サイクル施設の検査）（、IMC 2630（（MOX 施設の検査）で使用されることまで記載しているが、それ以上の詳細は示されていない。

2.3.2.15 - 1

2. 3. 2. 15. 5 検査手順
検査手順で、日米の検査ガイドで検査内容は異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、運転管理に関する次の事項の確認を行う。
（1） 安全機能を有する施設の設置状況等、（2） 安全機能を有する施設の性能維持、（3） その他の確認事項
一方、NRC の検査ガイドでは、次の要領で確認することを記載している。
（1） 安全管理及び関連プログラムを特定し、（2） 安全管理が適切に実施されていることを確認し、また、（3） 安全管理支援プログラムにより、実施がサポートされていることを確認する。
2. 3. 2. 15. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象の選定、安全機能を有する施設の設置状
況等、安全機能を有する施設の性能維持に関する確認、及び問題点の特定と解決に関する確認において、それぞれの具体的なガイダンスを記載している。NRC の検査ガイドでは、「Inspection Requirements and Inspection Guidance」として、検査手順と検査手引きをセットにした形で、各検査事項の記載に続けて、それの具体的なガイダンスを記載している。
2. 3. 2. 15. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドに記載がない。

2.3.2.15 - 2

表 2. 3. 2. 15-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（運転管理）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO2010_r1-運転管理【ガイド】IP88020: Operational Safety

Rev. 1：2023/05/24（10/01/2018）

項目

－

監視領域

本
文

検査目的

検査要件

主な内容

－

項目

両者間の主な相違点

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

IMC 2600 B, 2630 A, 2696 A

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」（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）検査分野：「運転管理」「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第 61 条の２の２第１項第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に規定されている施設の操作に関する保全の措置の活動状況
INSPECTION OBJECTIVESを確認する。また、核燃料施設等の運転管理として実施されることが規定されており、事業者の当該規定の実施状況に係る活動状況の確認と併せて行う。事業者活動は、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。
・検査対象
施設の操作等に関する全ての機器及び活動を検査対象とする。なお、再処理施設や加工施設に
INSPECTION
おいて、総合安全解析（ISA）を実施している事
REQUIREMENTS
AND
業者においては、ISA 文書の記載される安全確
INSPECTION GUIDANCE
保項目（IROFS）についても確認する。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。
・検査の体制、頻度及びサンプル数
RESOURCE ESTIMATE
表２の検査要件のまとめ表に示す施設別の検査体制、頻度、サンプル数及び時間が目安である。

－

The objectives of this procedure are to provide therequirements and guidance for evaluating operationalsafety of the facility, including identifying andmanaging risk related to criticality safety, radiation
protection, chemical safety, and fire protection.

02.01 Identification of Safety Controls and Related
Programs
02.02 Review of Safety Controls and Related Programs
02.03 Implementation of Safety Controls
02.04 Safety Control Support Programsの検査要件部分の内容
The resources estimated to perform this inspection
procedure are identified in IMC 2600 Appendix B

2.3.2.15 - 3

NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラ
ムが示されている。検査の適用対象（燃料サイクル施
設、MOX 施設等）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件などから読み取れる。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験炉、再処
理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用を対象にしている。
NRC の検査ガイドは、燃料サイクル施設、MOX 施
設、濃縮施設を対象にしている。
・NRC は、実用炉以外は Cornerstone を定義していな
い。

・NRC の検査ガイドは、施設の安全運転管理の要件（臨界安全、放射線防護、化学安全、火災防護に関連するリスクの特定と管理）及びガイダンスを示すことを目的として簡潔に記載している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、施設の操作（運転）に関する保全措置の活動状況の確認を目的として記載している。

・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、施設の全機器及び活動を検査対象とする。再処理施設や加工施設では、安全確保項目（IROFS）も検査対象となる。
・NRC の検査ガイドでは、IMC 2600 （燃料サイクル
施設の検査）、IMC 2630（MOX 施設の検査）で使用されるが、それ以上の詳細は示していない。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO2010_r1-運転管理【ガイド】IP88020: Operational Safety

Rev. 1：2023/05/24（10/01/2018）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

・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運転管理に関する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正処置状況等の調査結果から検査

INSPECTIONREQUIREMENTS
AND 02.01 Identification of Safety Controls and Related
Programs
INSPECTION GUIDANCE
02.02 Implementation of Safety Controls
02.03 Safety Control Support Programs

対象や検査方法等を定め、サンプリングにより検査手順

Implementation of this IP is complete when each

・検査実施
書の調査、ウォークダウン、インタビュー等によ・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、運転管理に関する（1） 安全機能を有する施設の設置状況等、（2） 安全機能を有する施設の性能維持、（3） その事業者の活動状況を確認する。
運転管理に係る以下の項目について、関連文

・日米で検査内容は相違している。

PROCEDURE
COMPLETION

inspection requirement has been addressed. The
individual samples to be inspected, and the breadth of

り運用、対策等が適切であることを確認する。

the review will be determined by the inspector based on（1） 安全機能を有する施設の設置状況等

the degree of compliance with the requirements（2） 安全機能を有する施設の性能維持

observed, the risk-significance of the activity, and the（3） その他の確認事項

extent of the activity or records available.

他の確認事項の確認を行う。
・NRC の検査ガイドでは、（1） 安全管理及び関連プ
ログラムを特定し、（2） 安全管理が適切に実施されているか確認し、また、（3） 安全管理支援プログラムにより実施がサポートされているか確認する。

・問題点の特定と解決に関する確認

検査手引き

別紙・附属書・本検査を行う際の留意事項
検査対象の選定
安全機能を有する施設の設置状況等
安全機能を有する施設の性能維持に関する確認問題点の特定と解決に関する確認において、それぞれ具体的な事項に留意する。

表 1 関連する施行規則条項
表２ 検査要件まとめ表

02.01 Identification of Safety Controls and Related
Programs
INSPECTION
02.02 Review of Safety Controls and Related Programs
REQUIREMENTS
AND 02.03 Implementation of Safety Controls
INSPECTION GUIDANCE
02.04 Safety Control Support Programsの検査ガイダンス部分の内容－－

2.3.2.15 - 4・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象の選定、安全機能を有する施設の設置状況等、安全機能を有する施設の性能維持に関する確認、及び問題点の特定と解決に関する確認において、それぞれの具体的なガイダンスを記載している。
・NRC の検査ガイドでも、「Inspection Requirements
and Inspection Guidance」として、検査手順と検査手引きをセットにした形で各検査事項の具体的なガイダンスを記載している。
－

2. 3. 2. 16

BO2020 臨界安全管理における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 16-1 にまとめた。
・BO2020 臨界安全管理、改正 0、2020/04/01
・IP88015 Nuclear Criticality Safety（08/11/15）
2. 3. 2. 16. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの目的から読み取れる。
2. 3. 2. 16. 2 監視領域
日米の検査ガイドとも燃料サイクル施設等を対象にしている。
2. 3. 2. 16. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（表 1 に示す施行規則条項に規定されている施設の操作に関する保全の措置の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（臨界安全管理プログラムが規制要件に適合し公衆の健康と安全に適切な防護を提供していることの確認）を記載している。
2. 3. 2. 16. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドは、臨界解析、実施、臨界運転、臨界管理プログラムで関連の許認可要件で指定された頻度、範囲などで、適切に実施されているかなどを確認すること記載している。
2. 3. 2. 16. 5 検査手順

2.3.2.16 - 1

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマンスベースというよりも臨界安全管理が適切に行われているかどうかの確認（（プロセスの妥当性確認）のように見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、最近発行／改訂された臨界安全評価のうち、報告対象の事象等を含むものから選定し、その臨界安全評価の妥当性等を確認することなどを要求し、具体的な確認方法のガイダンスを示している。
また、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」を項目建てて記載しているが、NRC の検査ガイドでは、検査の一環として含まれるとして、とくに項目を分けた記載はしていない。
2. 3. 2. 16. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドは検査手順と検査手引を分けて記載しているが、NRCの検査ガイドでは、検査手順の中に検査手引きを埋め込んでおり、それぞれの検査手順と手引きがセットになっている。
2. 3. 2. 16. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.16 - 2

表 2. 3. 2. 16-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（臨界安全管理）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO2020-臨界安全管理【ガイド】IP88015: Nuclear Criticality Safety

Rev.0: 2020/04/01
項目

－

監視領域

本
文
検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（08/11/15）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

・NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログ
ラムが示されている。検査の適用対象（燃料サイクル
施設）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監
視領域、目的及び検査要件から読み取れる。
・NRC は、2020 年の改訂時に「IMC 2600」から「IMC
2600B*1, 2602*2, 2694A*3, 2696A*4」に修正した。

IMC 2600

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」（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）検査分野：「運転管理」「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（以下「法」という。）第 61 条の 2 の 2
第 1 項第 4 号ロに規定している事項（保安のために必要な措置）のうち、核燃料施設等の種別ごとに表 1 に示す施行規則条項に規定されている施設の操作に関する保全の措置の活動状況を確認する。
INSPECTION OBJECTIVES
当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3号イで規定されている事項（保安規定）のうち、表１に示す施行規則条項に規定されている設計
想定事象に対する原子力施設の機能の保全の措置として実施されることが規定されており、事業者及び使用者（以下「事業者等」という。
）の
当該規定の実施状況についても合わせて確認する。
・検査対象
Criticality Analysis
主に以下に着目し、臨界防止に係る安全機能
Criticality Implementation
を有する施設及び操作に係る活動を、安全上Criticality Operationalの措置の実施については、通常時、設計基準事
Oversight
故時等の対応を定めた全ての手順書類の改訂
Criticality Programmatic及び遵守状況を検査対象とする。本検査では、
Oversight’s
設備の安全上の重要度を考慮して検査対象を
INSPECTION
選定し検査を実施する。
REQUIREMENTS（1） 臨界防止に係る安全機能を有する施設－

・日米ともに燃料サイクル施設等を対象にしている。
・NRC は、実用炉以外の検査については Cornerstonesを記載していない。

Determine whether the licensee’s nuclear criticality
safety （NCS） program is in accordance with 10 CFRPart 70 and license requirements and provides foradequate protection of public health and safety.

「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位
置づけ（表 1 に示す施行規則条項に規定されている施設の操作に関する保全の措置の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（臨界安全管理プログラムが規制要件に適合し公衆の健康と安全に適切な防護を提供していることの確認）を記載している。

Determine whether NCS Program audits are conductedat the frequency, scope, etc. specified by license
requirements and with appropriate thoroughness.
Determine whether audit observations and findings arecommunicated to licensee management and whether
they are appropriately resolved…

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査
体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドは臨界解析、実施、臨界運転、臨界管理プロ
グラムで関連の許認可要件で指定された頻度、範囲などで、適切に実施されているかなどを確認すること記載している。

2.3.2.16 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO2020-臨界安全管理【ガイド】IP88015: Nuclear Criticality Safety

Rev.0: 2020/04/01

両者間の主な相違点（08/11/15）

項目

主な内容

項目

主な内容

事業許可等、設工認、使用前検査等並びに許認可等と整合した状態で設置・維持され、当該設備・機器に要求される安全機能を満足する能力があること、その安全機能が要求される状態において、適切にその機能を発揮できることを確認する。
（2） 選定した安全上の措置（3） 必要な教育・訓練（4） 施設の運転・検査の体制、頻度及びサンプル数

・検査前準備（1） 法令及び許認可等の臨界安全管理に関連する事項を確認する。
・・また、検査対象とした設備について、事業許可申請書の添付資料５の臨界安全設計に示された安全評価条件
及びその結果、設計及び工事の方法の認可申検査手順

請書の内容を確認する。
・検査実施（1） 臨界防止に係る施設管理

INSPECTIONREQUIREMENTS
GUIDANCE

a． 既存の施設の構成及び運転状況が、規制
基準を踏まえた安全基準に基づき、かつ事
業許可等と整合しているか否かを判定する。
・問題点の特定と解決に関する確認

Guidance in this inspection procedure is understood tobe generic; individual licensees may use different
terminology （e.g., for criticality analyses, audits andassessments）, and may be subject to differing license
requirements. In all cases, inspectors should be familiar
with the licensee’s specific license commitments andconditions, and should adapt the guidance in thisprocedure accordingly.
Unless otherwise indicated, inspection requirements
are to be performed every inspection.
01 Criticality Analysis.
a. Inspection Requirements
1. Identify selected Criticality Safety Evaluations（CSEs） for inspection from those newly issuedANDor revised since the most recent NCS inspection.
2. Determine whether the selected CSEs adequately
demonstrate subcriticality under normal andcredibleabnormal conditions,
includingidentifying all credible pathways to criticality.
b. Inspection Guidance
1. Select CSEs for inspection from those newly
issued or revised, and from those involved inrecent reportable events or internal infractions.
02 Criticality Implementation

・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマ
ンスベースというよりも臨界安全管理が適切に行われているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）のように見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、
最近発行／改訂された臨界安全評価のうち、報告対象の事象等を含むものから選定し、その臨界安全評
価の妥当性等を確認することなどを要求し、具体的な確認方法のガイダンスを示している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」を項目建てて記載しているが、NRC の検査ガイドでは、検査の一環として含まれるとして、とくに項目を分けた記載はしていない。

03 Criticality Operational Oversight
04 Criticality Programmatic Oversight
05 Criticality Incident Response and Corrective Action
検査手引き

・本検査を行う際の留意事項（1） 全 般同上

同上

2.3.2.16 - 4

同上（原子力規制庁が用いる検査ガイドは検査手順と検原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BO2020-臨界安全管理【ガイド】IP88015: Nuclear Criticality Safety

Rev.0: 2020/04/01
項目

別紙・附属書両者間の主な相違点（08/11/15）
主な内容
a． 通常時及び事故時の対応手順が許認可等と整合しており、その内容が適切に手順書に記載されていることを確認する。
・現場ウォークダウンを行う際の視点（1） 現場ウォークダウン（以下「巡視」という。）に当たっては、CAP 会議傍聴により得た情報、フリーアクセス等で得た施設の操業状
況及び不適合情報を踏まえ、巡視ルートを設定するとともに、前回の巡視実施時からの現場状況の変化及び従事者の活動に着目する。
（2） 核燃料施設等の種別ごとの特性を考慮しつつ、可能な限り施設全体を一巡し、臨界警
報装置を含めた放射線モニタの指示値等にも留意する。
表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表

項目

主な内容
査手引を分けて記載しているが、一方、NRC の検査ガイドでは、検査手順の中に検査手引きを記載しており一体化している。
）－－*1. IMC 2600 Appendix B: Fuel Cycle Facility Operational Safety and Safeguards Inspection Program - Fuel Cycle Resident Inspection Program*2. IMC 2602: Decommissioning Fuel Cycle, Uranium Recovery, and Materials Inspection Program*3. IMC 2694 Appendix A: Fuel Cycle Facility Construction and Pre-Operational Readiness Review Inspection Program – Fuel Facility Construction Inspection Program-Construction and Pre-Operational Inspection Procedures*4. IMC 2696 Appendix A: Louisiana Energy Services Gas Centrifuge Facility Construction and Pre-Operational Readiness Review Inspection Programs - LES NEF Gas Centrifuge Inspection Program Construction and Pre-Operational
Inspection Procedures

2.3.2.16 - 5

2. 3. 2. 17

BE0010 自然災害防護における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 17-1 にまとめた。
・BE0010 自然災害防護、改正 2、2023/05/24
・IP71111.01 Adverse Weather Protection （12/20/2018）
2. 3. 2. 17. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対
象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 17. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 17. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイ
ドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の保全に関する措置における自然災害防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（緩和系が悪天候条件により悪影響を受けていないこと等を確認）を記載している。
2. 3. 2. 17. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更し、記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査
ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 17. 5 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマンスベースというよりも自然災害防護が適切に行われているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）のように見受けられる。

2.3.2.17 - 1

一方、NRC の検査ガイドは、所外電源及び所内代替 AC 電源の運転と信頼性に影響を与える可能性のある設備又は手順書変更が適切に対応されていることを検査官として確認することなどを要求し、また、それに関する具体的な確認方法のガイダンスを示している。
2. 3. 2. 17. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一般的な記載を含めているが、「原子力安全に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していな
い。NRC の検査ガイドもこの点は似ており、General Guidance の中で、問題の把握と解決の検査を IP 71152 に従って行うとのみ記載し、詳細は省略している。また、NRC の検査ガ
イドは、検査手順と検査手順が一体化している。

2. 3. 2. 17. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表２ 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.17 - 2

表 2. 3. 2. 17-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（自然災害防護）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0010 自然災害防護【ガイド】IP71111.01: Adverse Weather Protection

Rev.2: 2023/05/24
項目

－

監視領域

本
文

検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（12/20/2018）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

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」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理、
CORNERSTONES
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）検査分野：「防災・非常時対応」
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保全に関する措置（以下「保全に関する措 INSPECTION OBJECTIVES置」という。）における自然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項第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併せ
て行う。
・検査対象
（1）外部電源及び代替交流電源システムの準INSPECTION BASES
備状態（2）季節ごとの極端な気象条件に対する対応
SAMPLE REQUIREMENTS:策（3）差し迫る悪天候に対する準備状況

IMC 2515 A*1, IMC 2561 A*2・NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログ
ラムが示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件から読み取れる。
・2018 年時点では IMC 2561 A（実用炉の廃止措置）も対象に含めていたが、最新版（2022 年）では削除され、IMC 2515 A のみとなっている。

Initiating Events, Mitigating Systems

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開
発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。

To verify that mitigating systems are not adversely
impacted or challenged by adverse weather conditions.
To verify that adverse weather-related problems that
could cause initiating events or impact the availability
and functional capability of mitigating systems are
identified and resolved.

・「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位置づけ（原子力施設の保全に関する措置における自然災害防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（緩和系が悪天候条件により悪影響を受けていないこと等を確認）を記載している。

: See Inspection Manual Chapter （ IMC ） 0308,
Attachment 2
Summer ReadinessSeasonal Extreme Weather
Impending Severe Weather

2.3.2.17 - 3

NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC
0308 参照」に変更し、記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、
頻度、サンプル数を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0010 自然災害防護【ガイド】IP71111.01: Adverse Weather Protection

Rev.2: 2023/05/24（12/20/2018）

項目

主な内容

項目

主な内容
External Flooding（4）外部溢水に対する準備状況
・検査の体制、頻度及びサンプル数

01 Summer Readiness Sample

・検査前準備Verify that the licensee’s nuclear power plant （NPP）

各事業所における設置又は事業（変更）許可申

procedures and associated plant features for

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正処置状況等の調査結果から
検査手順

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。
・検査の実施INSPECTION SAMPLES
Specific Guidance

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

別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、パフォーマン

onsite alternate AC power systems appropriately

スベースというよりも自然災害防護が適切に行われaddress measures to monitor and maintain continuedているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）のよ

availability and reliability.

うに見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、所Specific Guidance

外電源及び所内代替 AC 電源の運転と信頼性に影響

a. Ensure that equipment or procedure changes whichを与える可能性のある設備又は手順書変更が適切に

potentially affect operation or reliability of offsite

対応されていることを検査官として確認することな

and alternate AC power systems have occurred since

どを要求し、また、それに関する具体的な確認方法のthe last summer readiness sample.

ガイダンスを示している。

03 Impending Severe Weather Sample

・問題点の特定と解決に関する確認
・外部電源及び代替交流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。
・・・
・季節ごとの極端な気象条件への対応策
・差し迫る悪天候に対する準備状況
・外部溢水に対する準備状況
・検査対象共通の確認項目

operation of both offsite AC power systems and the02 Seasonal Extreme Weather Sample

する。

検査手引き

両者間の主な相違点

GENERAL GUIDANCE

04 External Flooding Sample
This inspection procedure should be used to inspect
weather-related risks （e.g., high winds, hurricanes,
torrential rains, electrical storms, tornadoes, extreme
high or low temperatures ） , conditions adversely
affecting the ultimate heat sink （ e.g., debris, ice
blockages, frazil ice, sea grass, fish, etc.）, offsite powersystems, alternate AC power sources, and external
flooding mitigation measures. When practical, theinspection should be performed prior to the onset ofadverse weather conditions at the site.
Conduct a routine review of problem identification andresolution activities using Inspection Procedure （IP）
71152, “Problem Identification and Resolution.”－－*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations PHASE） - Risk-Informed Baseline Inspection Program*2 IMC 2561 Appendix A: Decommissioning Power Reactor Inspection Program - Core Inspection Procedures for Decommissioning Power Reactors 他

2.3.2.17 - 4

・同上（NRC の検査ガイドは、検査手順と検査手順が一体化している。
）
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一般的な記載を含めているが、「原子力安全に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していない。NRC の検査ガイドもこの点は似ており、General Guidance の中で、問題の把握と解決の検査を IP 71152 に従って行うとのみ記
載し、詳細は省略している。

2. 3. 2. 18

BE0020 火災防護における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 18-1 にまとめた。
・BE0020 火災防護、改正 0、2020/04/01
・IP71111.05AQ Fire Protection （Annual/Quarterly）（08/07/19）

2. 3. 2. 18. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 18. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイクル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみを対象にしている。
2. 3. 2. 18. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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保全に関する措置における火災防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（（火災による損傷又は火災伝播の防止に使用される火災検知・消火システム及び防火障壁の材料状態及び運用状態に関して、適切な火災防護プログラム（FPP）の実施を確認するなど）を記載している。
2. 3. 2. 18. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容をIMC 0308 に移し、「IMC 0308 Att.2 参照」に変更した。

2.3.2.18 - 1

2. 3. 2. 18. 5 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、安全上重要な設備全般を対象にして火災防護が適切に行われているかどうか検査で確認している。サンプルの絞り込みに役立つ情報は、とくに説明されていない。
NRC の検査ガイドでは、実用炉は火災リスクのランキング情報が利用できるので、それを活用して火災エリアを選定するなど、サンプルの絞り込み方を示した上で、火災防護プロ
グラムの実施状況を検査するものとしている。また、なぜ火災防護にとって多重防護が重要かなどの説明も加えている。
2. 3. 2. 18. 6 検査手引
NRC の検査ガイドでは、火災防護要件は、決定論的要件（（10 CFR 50.48 （（ a）, （（ b）及びAppendix R）とリスク情報活用パフォーマンスベースの要件（（10 CFR 50.48（c）（ 及び NFPA805）の 2 種類から選ぶことができる。NRC の検査ガイドでは、General Guidance として、この両方に対応するためのガイダンスを含めている。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、米国の決定論的要件に対応するガイダンスを示している。
2. 3. 2. 18. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表２ 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、表（Table of Sample Requirements）を記載している。

2.3.2.18 - 2

表 2. 3. 2. 18-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果まとめ（火災防護）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0020_r0-火災防護【ガイド】IP71111.05AQ: Fire Protection （Annual/Quarterly）

Rev.0: 2020/04/01
項目

－

監視領域

本
文

検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（08/07/19）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

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」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理、
CORNERSTONE
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）検査分野：「防災・非常時対応」
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 3 号イで規定する INSPECTION OBJECTIVES
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。
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火災による損傷の防止基準の遵守状況を確認する。
・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

INSPECTION BASESSAMPLE REQUIREMENTS

IMC 2515 A

NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラ
ムが示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、
IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

Initiating Events, Mitigating Systems

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイクル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみを対象にしている。

01 To verify implementation of an adequate fire
protection program （ FPP ） in regard to material
condition and operational status of fire detection andsuppression systems and equipment and fire barriers
used to prevent fire damage or fire propagation.
02 To verify adequate onsite fire brigade training anddrill performance.

「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位
置づけ（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保全に関する措置における火災防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（火災による損傷又は火災伝播の防止に使用される火災検知・消火システム及び防火障壁の材
料状態及び運用状態に関して、適切な火災防護プログラム（FPP）の実施を確認するなど）を記載している。

Inspection Manual Chapter （IMC） 0308, “Reactor
Oversight Process Basis Document,” Attachment 2,“Technical Basis for Inspection Program”

2.3.2.18 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査
体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、
「IMC

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0020_r0-火災防護【ガイド】IP71111.05AQ: Fire Protection （Annual/Quarterly）

Rev.0: 2020/04/01

両者間の主な相違点（08/07/19）

項目

主な内容

項目

主な内容
Table of Sample Requirements（年間のサンプル数を四半期ごとに分割して検査することが奨励されている）

0308 Att.2 参照」に変更した。

・検査前準備（1） 四半期検査
a. 当該施設の設置又は事業（変更）に関する
01 Fire Area Walkdown and Inspection Sample.

審査書等及び事業者の文書（設置（変更）許可申請書、工事認可（変更）申請書、技術検Verify the adequate implementation of the FPP by

討書、系統図、設備の設計図書等）を確認し、conducting a walkdown of selected fire area and安全機能を有する構築物、系統及び機器が設

performing a review to verify program compliance,

置される火災区域等の火災防護対策を確認

equipment functionality, material condition, andする。

operational readiness.

（2） 年次検査
検査手順

INSPECTION SAMPLES

取し、訓練（消防総合訓練、事業所内で行わReviewSpecific Guidancethelicensee’s

combustible

loading

calculation for the particular fire zone for the firearea selected against the FPP-defined hazards andれる要素訓練等）の実施時期を確認する。

な設備全般を対象にして火災防護が適切に行われているかどうか検査で確認している。サンプルの絞り込みに役立つ情報は、とくに説明されていない。NRC

Specific Guidancea. 消防訓練に係る年間計画を事業者から聴

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、安全上重要・検査実施

defense-in-depth （DID） features to verify it is（1） 四半期検査

adequate. The concept of DID to fire protection in検査を行うに当たり選定した火災区域等に

plant areas important to safety by the following

ついて、火災防護計画（又は防火管理要領、

means:の検査ガイドでは、実用炉は火災リスクのランキン
グ情報が利用できるので、それを活用して火災エリアを選定するなど、サンプルの絞り込み方を示した
上で、火災防護プログラムの実施状況を検査するものとしている。また、なぜ火災防護にとって多重防護が重要かなどの説明も加えている。

02 Fire Brigade Drill Performance Sample

消防計画等）に照らして、火災防護対策が適切であることを確認する。
（2） 年次検査

検査手引き

・問題点の特定と解決に関する確認
・四半期検査の手引き（発電用原子炉施設（もんじゅ、ふげんを含む。））✓ 火災の発生防止✓ 火災の感知及び消火✓ 火災の影響軽減✓ 代替手段等✓ 外部火災・年次検査の手引き
検査の手引き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。
（発電用原子炉施設（もんじゅ、ふげんを含GENERAL GUIDANCE

Typically, there are two types of fire protection
Licensing Bases; Deterministic or Risk-informed
Performance-based:

2.3.2.18 - 4

・米国では、火災防護要件は、決定論的要件（10 CFR
50.48 （a）, （b）及び Appendix R）とリスク情報活
用パフォーマンスベースの要件（10 CFR 50.48 （c）
及び NFPA805）の 2 種類からいずれかを選ぶことができる。NRC の検査ガイドでは、General Guidance として、この両方に対応するためのガイダンスを含めている。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、米国の決定論的要件に対応するガイダンスを示している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0020_r0-火災防護【ガイド】IP71111.05AQ: Fire Protection （Annual/Quarterly）

Rev.0: 2020/04/01
項目

別紙・附属書（08/07/19）
主な内容
む。）
）
（核燃料施設等）（1） 火災防護計画等に基づく体制、手順書、消火用資機材等の整備（2） 火災防護に係る教育・訓練
表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
Table
表 3 検査要件まとめ表

項目

主な内容

Table of Sample Requirements

2.3.2.18 - 5

両者間の主な相違点

2. 3. 2. 19

BE0021 火災防護（3 年）における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 19-1 にまとめた。
・BE0021 火災防護 （3 年）、改正 1、2021/07/21
・IP71111.05T: Fire Protection （Triennial） （01/31/13）
なお、2019 年に IP71111.05T から新エンジニアリング検査 IP71111.21N.05 Fire Protection
Team Inspection （FPTI）（06/12/19）に移行した。その際、B.5.b（911 テロの教訓を踏まえて設けられた大規模火災・爆発対策に関する要件）対応設備の検査は削除され、可燃物管理プログラムの検査が追加された（理由は公表されていない。）
2. 3. 2. 19. 1

INSPECTABLE AREANRC の検査ガイドは、検査対象領域（（火災防護）を記載している（（Inspectable Area の記載
は NRC の検査ガイドにおいて一般的な記載事項ではない）。Program Applicability は記載されていない。
2. 3. 2. 19. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイクル施設を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象にしている。
2. 3. 2. 19. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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保全に関する措置における火災防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（（火災防護プログラムに関わる設計、運用状況、材料状態について評価するなど）を記載している。
2. 3. 2. 19. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数、チー
ム構成について記載している。NRC の検査ガイドは、同様の内容のほかに、安全上重要な

2.3.2.19 - 1

区域の火災リスク、深層防御など火災防護等を記載している。
2. 3. 2. 19. 5 検査手順
日米の検査ガイドは、B.5.b の検査を除き、基本的に対応している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの「問題点の特定と解決に関する確認」は、NRC の検査ガイドで項目立てされていないが、「Level of Effort」の中にルーチンの検査活動として書き込まれている。
また、B.5.b の検査は、NRC の検査ガイド固有の要件である。B.5.b は、米国で 911 テロの教訓を踏まえて設けられた大規模火災・爆発対策に関する要件である。本検査ガイドが2019 年に IP 71111.21N.05 に移行した時に、その検査ガイドの対象外とされた。（理由は公表されていない。
）
2. 3. 2. 19. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドと同様に、NRC の検査ガイドも検査要件（Inspection
Requirement）に対するガイダンスがまとめられている。
2. 3. 2. 19. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、火災防護（3 年）検査の実施通知（ATTACHMENT 1: Exhibit of NOTIFICATION OF
CONDUCT OF A TRIENNIAL FIRE PROTECTION BASELINE INSPECTION）を記載している。

2.3.2.19 - 2

表 2. 3. 2. 19-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（火災防護（3 年））

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0021 火災防護 （3 年）【ガイド】IP71111.05T: Fire Protection （Triennial）*1

Rev.1: 2021/07/21
項目

－

監視領域

本
文
検査目的

（01/31/13）
主な内容

－

項目

主な内容

INSPECTABLE AREA

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」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研 CORNERSTONE
究開発炉、試験炉、再処理、加工）検査分野：「防災・非常時対応」
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動状況を確認する。当該事項は、INSPECTION OBJECTIVES
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される火災による損傷の防止基準の遵守状況を確認する。
INSPECTION BASES

検査要件

両者間の主な相違点

・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数
・チーム構成について

LEVEL OF EFFORTRESOURCE ESTIMATE

Fire Protection （Triennial）

・NRC の検査ガイドは、検査対象領域（火災防護）を記載している。（Inspectable Area の記載は NRC の検査ガイドにおいて一般的な記載事項ではない。）
・Program Applicability は記載されていない。

Initiating Events, Mitigating Systems

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイクル施設を対象にしている。
NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象にしている。

01 The inspection team will evaluate the design,operational status, and material condition of thelicensee’s FPP, including assumptions made in plant
and area specific fire protection analyses, by verifyingthat the licensee’s program includes:
02 The inspection team will verify that B.5.b mitigating
strategies are feasible in light of operator training,
maintenance of necessary equipment, and any plantmodifications.

「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位
置づけ（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保全に関する措置における火災防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（火災防護プログラムに関わる設計、運用状
況、材料状態について評価するなど）を記載している。

Fire can be a significant contributor to plant risk. In
many cases, the risk posed by fires is comparable to or
exceeds the risk from internal events. The fire
protection program （FPP） shall extend the concept
of defense-in-depth （DID） to fire protection in plant
areas important to safety by the following means:

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査の体制、頻度及びサンプル数、チーム構成について記載している。NRC の検査ガイドは、安全上重要な工場エリアの火災リスク、深層防御など火災防護の要件等を記載している。

2.3.2.19 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0021 火災防護 （3 年）【ガイド】IP71111.05T: Fire Protection （Triennial）*1

Rev.1: 2021/07/21（01/31/13）

項目

検査手順

主な内容

項目

主な内容

・検査前準備01 Inspection Preparation.

・検査の実施02 Fire Protection Inspection Requirements

火災後の原子炉の安全停止状態を達成維持す.. verify that the systems required to achieve and

るために必要なシステム及び機器が、反応度

maintain post-fire SSD are capable of controllingの制御、原子炉冷却材の補給、原子炉からの熱

reactivity, reactor coolant makeup, reactor heatの除去、工程の監視及び関連するシステムのremoval, process monitoring, and to support

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

INSPECTION

associated system functions, and that the licensee’s

REQUIREMENTS

engineering and licensing documents （e.g., NRC

業者の文書（設置（変更）許可申請書、工事認

guidance documents, license amendments, safety

可（変更）申請書等）が指定されたシステム及evaluation reports （SERs）, exemptions, deviations）

び設備の選択の裏付けになっていることを確

support the selection of the designated systems and

認する。

equipment.
03 B.5.b Inspection Activities

・問題点の特定と解決に関する確認

検査手引き

両者間の主な相違点

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。
・安全停止能力の防護・受動的な火災防護・能動的な火災防護
・消火活動による損傷に対する防護・代替停止能力・通信連絡・非常用照明・冷温停止設備の修理
・補償対策
・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
・一時的な可燃物及び発火源の管理

INSPECTION GUIDANCE

01 Inspection Preparation
02 Fire Protection Inspection Activities
03 B.5.b Inspection Activities

・日米の検査ガイドは、B.5.b の検査を除き、基本的に対応している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの「問題点の特定と解決に関する確認」は、NRC の検査ガイドで項目立てされていないが、「Level ofEffort」の中にルーチンの検査活動として書き込まれている。
・B.5.b 要件への対応設備に関する検査は、NRC の検査ガイド固有の要件である。B.5.b は、米国で 911 テロの教訓を踏まえて設けられた大規模火災・爆発対策に関する要件である。（本検査ガイドが 2019 年にIP 71111.21N.05 に移行した時に、この検査は対象外とされた。）

原子力規制庁が用いる検査ガイドと同様に、
Inspection Requirement に対するガイダンスがまとめられている。

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表２ 関連する技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。
別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表

ATTACHMENTATTACHMENT 1: Exhibit of NOTIFICATION OF
CONDUCT OF A TRIENNIAL FIRE PROTECTIONBASELINE INSPECTION

NRC の検査ガイドには、火災防護（3 年）検査の実施通知（ATTACHMENT 1: Exhibit of NOTIFICATION
OF CONDUCT OF A TRIENNIAL FIRE PROTECTIONBASELINE INSPECTION）を記載している。

*1 本検査ガイドは、2020 年 1 月より、エンジニアリング検査 IP 7111.21N.05 Fire Protection Team Inspection （FPTI）に置き換わった。2024 年 2 月現在、NRC のウェブサイトからは削除されている。

2.3.2.19 - 4

2. 3. 2. 20

BE0030 内部溢水防護における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 20-1 にまとめた。
・BE0030 内部溢水防護、改正 2、2023/05/24
・IP71111.06 Flood Protection Measures （01/01/16）
2. 3. 2. 20. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対
象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 20. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている（（IP 71111 シリー
ズは、運転中実用炉を対象とする ROP の基本検査プログラム IMC 2515 A に属する）。
2. 3. 2. 20. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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保全に関する措置における内部溢水防護の活動状況を確認）を記載している。一方、
NRC の検査ガイドは、検査の目的（溢水を緩和する計画及び設備が設計要件及びリスク解
析上の想定に一致していることを確認）を記載している。
2. 3. 2. 20. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドは、基本同様の内容（例えば、頻度として内部浸水サンプリング
を 2 回実施すること。 サンプルの一部として選択された内部浸水エリアは、プラントレイ
アウトに応じて 1 つまたは複数の部屋で構成される）を記載している。このほか、内部溢水防護の検査にかける時間について記載している。

2.3.2.20 - 1

2. 3. 2. 20. 5 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォーマットに則り検査手順と検査手引きを分けている。一方、NRC 検査ガイダンスは、検査項目とそのガイダンスが一体になっている（Specific Guidance という見出しもない）。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく試験研究炉、サイクル施設等も対象としており、実用炉のみ対象とする NRC の検査ガイドとは異なる固有の検査手順、検査手引を示している。
また、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一
般的な記載を含めているが、「安全機能に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していない。
NRC の検査ガイドもこの点は同様であり、問題の把握と解決の検査を IP 71152 に従って行うことのみ記載し、詳細は省略している。
2. 3. 2. 20. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく試験研究炉、サイクル施設等も対象としており、実用炉のみ対象とする NRC の検査ガイドとは異なる固有の検査手順、検査手引を示している。
また、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査方法やポイントなどのガイダンスを示している。一方、NRC の検査ガイドは、サンプル選定を支援するガイダンスのみ示している。
2. 3. 2. 20. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」、「別紙－1 内部溢水とリスクの考え方（実用発電用原子炉施設の例）」を記載している。NRC の検査ガイドには、サンプル例の一覧
表（検査要件、Cornerstone、リスク上の優先度に応じて整理したサンプル例）の記載がある。

2.3.2.20 - 2

表 2. 3. 2. 20-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（内部溢水防護）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0030 内部溢水防護【ガイド】IP71111.06: Flood Protection Measures

Rev. 2: 2023/05/24
項目

－

監視領域

本
文
検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（01/01/16）
主な内容－

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」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研究開発炉、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）検査分野：「防災・非常時対応」
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。）における内部溢水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。
・検査対象
内部溢水は、別添－１内部溢水とリスクの考え方に示すように、複数の安全上重要な装置・系統が動作不能になったり、緩和、復旧のための人的活動に支障をきたす可能性があることから、以下を検査対象に選定する。
（1） 溢水事象から安全機能を確実に維持す
るために防護すべき設備（以下「防護すべき設備」という。）と、防護すべき設備が設置さ

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITYCORNERSTONESINSPECTION OBJECTIVE

IMC 2515 A

・NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する
上位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監
視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

Initiating Events, Mitigating Systems

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開
発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている（IP 71111 シリーズは、運転中実用炉を対象とする ROP の基本検査プログラム IMC 2515 A に属する）。

This inspection will focus on verifying that thelicensee’s flooding mitigation plans and equipment areconsistent with the licensee’s design requirements andthe risk analysis assumptions.

「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及び検査の位
置づけ（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保全に関する措置における内部溢水防護の活動状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイド
は検査の目的（溢水を緩和する計画及び設備が設計要件及びリスク解析上の想定に一致していることを確認）を記載している。

Flooding due to internal causes has been shown to be asignificant contributor to risk at some facilities.
Flooding has the potential to make multiple trains ofequipment and support equipment inoperable. Flooding
may also affect operator mitigation and recovery
actions.

INSPECTION BASESLEVEL OF EFFORTRESOURCE ESTIMATE

Annually, perform 2 samples for internal flooding. Theinternal flood area selected as part of the sample could
2.3.2.20 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査
体制、頻度、サンプル数を記載している。NRC の検査ガイドは、基本同様の内容（例えば、頻度として内部浸水サンプリングを 2 回実施すること。 サンプルの一部として選択された内部浸水エリアは、プラン
トレイアウトに応じて 1 つまたは複数の部屋で構成される）を記載している。このほか、内部溢水防護の検査にかける時間について記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0030 内部溢水防護【ガイド】IP71111.06: Flood Protection Measures

Rev. 2: 2023/05/24

両者間の主な相違点（01/01/16）

項目

主な内容

項目

主な内容
consist of one or multiple rooms depending upon plantlayout.

れる区画及び中央制御室並びに現場操作が必要な設備が設置（アクセス通路を含む）されたエリア（以下「溢水評価区画」という。）
・検査の体制、頻度及びサンプル数

The annual resource expenditure for this inspection
procedure is estimated to be 17 to 23 hours to review
internal flood protection features based on inspector’s
discretion at a site regardless of the number of units atthat site.

・検査前準備
溢水評価区画と防護すべき設備及び浸水等に

01 Document Review and Inspection Area Selection.

よるリスク上重要なケーブルについて、ウォa. Review the final safety analysis report （FSAR）

ークダウンやリスク情報を活用しサンプリンand seek input from Senior Reactor Analysts

グにより検査対象を選定するとともに、許認

regarding可関連文書、事業者マニュアル、検査に関連すinternal flooding, including water intake facilities.

・検査実施

02 Inspection Activities.

検査に当たっては、内部溢水防護のための計れ、リスク分析の想定条件との一致性等につanalysisthose areas that are most likely to be affected by

おく。

む）」及び「溢水評価区画」の健全性が維持さ

risk

external SDP notebooks, as applicable） to identify

集し、検査方針、検査のポイント等をまとめて

検査手順

flood

documents（e.g., licensee internal events PRA, andる過去の不適合の是正処置状況等の情報を収画が策定され、「防護すべき設備（ケーブル含

site-specifica. Walkdown the selected area（s） or room（s）.
INSPECTION

By observation/design reviews, including reviews

REQUIREMENTS

of preventive maintenance （ PM ） activities,
consider the following attributes.

いて関連文書の調査、ウォークダウン、インタ

1. Sealing of equipment below the design basis

ビュー等により以下を確認する。

internal flood elevation, such as electrical（1） 溢水評価区画と防護すべき設備の健全

conduits.

性

2. Sealing of equipment floor plugs, holes ora.許認可関連文書等により施設の溢水評価区

penetrations in floors and walls between flood

画及びウォークダウンによる取水施設を含

areas.

めた内部溢水の影響を受けやすいエリアの・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォー
マットに則り検査手順と検査手引きを分けている。
一方、NRC 検査ガイダンスは、検査項目とそのガイ
ダンスが一体になっている（Specific Guidance という見出しもない）。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく試験研究炉、サイクル施設等も対象としており、実用炉のみ対象とする NRC の検査ガイドとは異なる固有の検査手順、検査手引を示している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「問題点の特定と解決に関する確認」の一般的な記載を含めているが、「安全機能に影響を及ぼす問題」が何か具体的に示していない。NRC の検査ガイドもこの点は同様であり、問題の把握と解決の検査を IP 71152 に従って行うことのみ記載し、詳細は省略している。

3. Adequacy of watertight doors between flood

調査。

areas.

（2） 浸水等によって悪影響を受けるリスク

03 Problem Identification and Resolution

上重要なケーブル
・問題点の特定と解決に関する確認
検査手引き

・事前調査時の留意事項

INSPECTION GUIDANCE

サンプルを選定するためのサンプル例一覧表

2.3.2.20 - 4・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけ

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BE0030 内部溢水防護【ガイド】IP71111.06: Flood Protection Measures

Rev. 2: 2023/05/24
項目

両者間の主な相違点（01/01/16）
主な内容

項目

主な内容

（1） 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性a.事業者の文書（工事計画認可申請書、技術検討書、系統図、単線結線図、設備の設計
図書、内部溢水防護を運用するに当たって使用する社内文書等） 、原子力発電所の内部溢水影響評価ガイドを確認し、必要に応じて専門的知識や経験を有する検査官からも意見を求め、取水施設を含めた内部溢水の影響を最も受けやすいエリアを特定する。
・検査実施時の留意事項
発電用原子炉施設（1） 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性
a.選択したエリア又は部屋の現場巡視によって「防護すべき設備」及び「溢水評価区
画」の健全性が維持されていることを確認する。
核燃料施設等（Cornerstone、検査目的、リスク上の優先度に応じて整理してある）
例えば、・Cornerstone: Initiating Event・ Inspection Objective: Identify internal flooding
which could cause initiating events
・Risk Priority: Potentials for common-cause failures
・Example: Adequate maintenance of expansion joints
on high volume/low pressure systems

でなく試験研究炉、サイクル施設等も対象としており、実用炉のみ対象とする NRC の検査ガイドとは異なる固有の検査手順、検査手引を示している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは検査方法やポイントなどのガイダンスを示している。一方、NRCの検査ガイドは、サンプル選定を支援するガイダン
スのみ示している。

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条

別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表
別紙－1 内部溢水とリスクの考え方（実用発電用原子炉施設の例）

項」、「表 3 検査要件まとめ表」、「別紙－1 内部溢水
INSPECTION GUIDANCE

サンプル例の一覧表（検査要件、Cornerstone、リ
スク上の優先度に応じて整理したサンプル例）とリスクの考え方（実用発電用原子炉施設の例）」を記載している。NRC の検査ガイドには、サンプ
ル例の一覧表（検査要件、Cornerstone、リスク上の優先度に応じて整理したサンプル例）の記載がある。

2.3.2.20 - 5

2. 3. 2. 21

BR0010 放射線被ばくの管理における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガ
イドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 21-1 にまとめた。
・BR0010 放射線被ばくの管理、改正 1、2021/07/21
・IP 71124.01 Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls（12/23/19）

なお、2021 年に、IP71124.02: Occupational ALARA Planning and Controls における ALARA
活動の検査が IP71124.01 に吸収され、IP71124.02 は廃止された。
2. 3. 2. 21. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対
象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 21. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 21. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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能の保全の措置に係る放射線被ばくの管理の活動状況を確認など）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（（認可を受けた活動に関連する職場の放射線ハザードに関する評価、及び適切な放射線モニタリング・被ばく管理の実施に関するライセンシーのパフォーマンスをレビュ
ー及び評価するなど）を記載している。
2. 3. 2. 21. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC

2.3.2.21 - 1

0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更した。日米の検査ガイドとも検査対象（（サンプルの種類）は共通している。ただし、日米の国事情の相違を考慮してサンプル数、検査頻度、検査
リソース等は調整されている。
2. 3. 2. 21. 5 検査手順
日米のガイドは、大きな検査項目は共通しているが、検査手順の内容はそれぞれの国に合わせて調整している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドの Inspection
Requirements 及び Specific Guidance のうち、日本にとって参考となる部分を抽出して利用している。
2. 3. 2. 21. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉以外も対象にしている。全体的に、具体性よりも一般性を重視した記載になっている。例えば、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査の実施時期について（（（「検査要件」の中で）「事業者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」としている。一方、NRC の検査ガイドでは、より具体的に、「検査官がライセンシーのパフォーマンスを直接観察できる機会を最大化するために、燃料取替停止時又は被ばくの観点から重要な他のプラント活動時に合わせて計画する」と記載している。
2. 3. 2. 21. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、サンプル要件表（Table of Sample Requirements）の記載がある。

2.3.2.21 - 2

表 2. 3. 2. 21-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射線被ばくの管理）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0010 放射線被ばくの管理【ガイド】IP 71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1: 2021/07/21
項目－（12/23/19）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

IMC 2515 App A

CORNERSTONE

Occupational Radiation Safety

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」
検査分野：「放射線管理」

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。
）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の管理の活動状況を確 INSPECTION OBJECTIVES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。
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への遵守状況を確認する。

本
文

両者間の主な相違点

01 Review and assess licensee performance inassessing the radiological hazards in the workplaceassociated with licensed activities and theimplementation of appropriate radiation monitoringand exposure controls.
02 Verify that the licensee is properly identifying andreporting Performance Indicators （ PIs ） for the
Occupational Radiation Safety Cornerstone.
03 To conduct a routine review of problem
identification and resolution activities per Inspection
Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and
Resolution.”

2.3.2.21 - 3

NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開
発・試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。
一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている（IMC 2515 A は、運転中実用炉を対象とする ROPの基本検査プログラムである）。

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令及び検査の位置づけ（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
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能の保全の措置に係る放射線被ばくの管理の活動状況を確認など）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（認可を受けた活動に関連する職場の放射線ハザー
ドに関する評価、及び適切な放射線モニタリング・被ばく管理の実施に関するライセンシーのパフォーマ
ンスをレビュー及び評価するなど）を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0010 放射線被ばくの管理【ガイド】IP 71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1: 2021/07/21

両者間の主な相違点（12/23/19）

項目

主な内容

項目

主な内容

・検査対象
事業者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・・・サンプルの選定に関しては、
See IMC 0308 Attachment 2

代表的な放射線作業計画、放射線安全の観点で、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）の作業計画の重要度を考慮することとし、以下の確認項目を
検査要件

中心に検査を実施する。
（1）放射線被ばくリスクの評価（2）作業者への作業指示

INSPECTION BASESSAMPLE REQUIREMENTS（3）放射性物質による汚染管理と持ち出し物
品の管理

Table of Sample Requirements
・Radiological Hazard Assessment
・Instructions to Workers
・Contamination and Radioactive Material Control
・Radiological Hazards Control and Work Coverage・High Radiation Area and Very High Radiation Area
Controls
・ Radiation Worker Performance and Radiation
Protection Technician Proficiency

NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC
0308 参照」に変更した。日米の検査ガイドとも検査
対象（サンプルの種類）は共通している。ただし、日米の国事情の相違を考慮してサンプル数、検査頻度、
検査リソース等は調整されている。

（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（6）作業者及び放射線管理員の力量
・検査の体制、頻度及びサンプル数
01 Radiological Hazard Assessment Sample
Verify that the licensee is identifying the magnitude
and extent of radiation levels; concentrations and・検査前準備・検査実施
検査実施に当たっては、放射線被ばくの管理
検査手順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。

INSPECTION

quantities of radioactive materials; and is adequately

・日米のガイドは、大きな検査項目は共通している

assessing radiological hazards.

が、検査手順の内容はそれぞれの国に合わせて調整

Specific Guidance

している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC

a. Survey protocol should consider the current andの検査ガイドの Inspection Requirements 及び Specifichistorical isotopic mix and isotopic percent

Guidance のうち、日本にとって参考となる部分を抽abundance,

出して利用している。

REQUIREMENTS
Specific Guidance

・問題点の特定と解決に関する確認

including current andhistoricalpresence of hard-to-detect radionuclides and・2021 年に、IP71124.02: Occupational ALARA Planningpotential alpha hazards. See IP 71124.04 for further

and Controls における ALARA 活動の検査を吸収し、guidance on source term determination.02 External

IP71124.02 は廃止された。

Dosimetry Sample
02 Instructions to Workers Sample
03 Contamination and Radioactive Material Control

2.3.2.21 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0010 放射線被ばくの管理【ガイド】IP 71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1: 2021/07/21
項目

両者間の主な相違点（12/23/19）
主な内容

項目

主な内容
Sample04 Radiological Hazards Control and Work Coverage
Sample05 High Radiation Area and Very High Radiation Area
Controls Sample
06 Radiation Worker Performance and Radiation
Protection Technician Proficiency Sample

検査手引き

別紙・附属書・検査前準備に係る留意事項
・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.評価対象核種の明確化
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（中略）（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。
・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。
表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表

Inspections should be scheduled to coincide withrefueling outages or other radiologically significant
plant activities so as to maximize the opportunities forthe inspector to verify licensee performance throughdirect observation.
GENERAL GUIDANCE

Walk-downs and work activity observations requiredby the procedure should be performed together, to theextent practical.
Review licensee PIs for the Occupational Radiation
Safety Cornerstone.

Table

Table of Sample Requirements

2.3.2.21 - 5・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉以外も対象にしている。全体的に、具体性よりも一般性を重視した記載になっている。例えば、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査の実施時期について（「検査要件」の中で）「事業者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」としている。
・NRC の検査ガイドでは、より具体的に、「検査官がライセンシーのパフォーマンスを直接観察できる
機会を最大化するために、燃料取替停止時又は被ばくの観点から重要な他のプラント活動時に合わせて計画する」と記載している。

2. 3. 2. 22

BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリングにおける比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.22-1 にまとめた。
・BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング、改正 1、2021/07/21
・IP71124.01 Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls（12/21/2017）
2. 3. 2. 22. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC では、この検査ガイドが属する上位図書の IMC（IMC2515 Appendix A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、このような上位図書はない
が、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 22. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 22. 3 検査目的「目的」の記載内容は、日米で相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠
法令及び検査の位置づけ（（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置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等を確認する。）を記載している。一方、NRC の検査ガイドでは、検査の目的（認可を受けた活動に関連する職場における放射線ハザードの評価、および適切な放射線モニタリングと被ばく管理の実施に関する
ライセンシーの実績等を審査・評価する。）を記載している。
2. 3. 2. 22. 4 検査要件
NRC 検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308に移し、検査ガイドでは「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サン
プル数、検査リソース等は、調整されている。

2.3.2.22 - 1

2. 3. 2. 22. 5 検査手順
原子力規制庁が用いる検査ガイドが人の放射線被ばく評価を対象としているのに対し、
NRC の検査ガイドでは、放射線被ばくを管理するための現場の放射線管理、作業管理を対象としている。
NRC の検査ガイドでは、「INSPECTION（REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTION REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。
2. 3. 2. 22. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では、基本事項、検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上での手引及び留意事項、並びにウォークダウンでの視点の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、
NRC の検査ガイドの「INSPECTION GUIDANCE」では、まず実施前の計画等全般についてのガイドを記述し、「（ INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及びその小項目に 1 対 1 で対応した形でガイダンスを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわかるが、一方、NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
2. 3. 2. 22. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドでは記載がない。

2.3.2.22 - 2

表 2.3.2.22-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC 検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射線被ばく評価及び個人モニタリング）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC 検査ガイド【ガイド】BR0020_r1:放射線被ばく評価及び個人モニタリング【ガイド】IP71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
NRC では、この検査ガイドが属する上位図書の IMC（IMC2515 Appendix A）が示されている。IMC は、－－検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じ

PROGRAMIMC 2515AppendixA*1

APPLICABILITYて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、このような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査
目的、検査要件から読み取れる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用大分類：「放射線安全」
監視領域

小分類：「従業員に対する放射線安全」

CORNERSTONE

炉、研開炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC

Occupational Radiation Safetyの検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。

検査分野：「放射線管理」
検査の根拠となる原子炉等規制法の該当条項に01.01 Review and assess licensee performance in基づき以下の検査を行う。

assessing the radiological hazards in the workplace

・管理区域への立入制限等、線量等に関する措

associated

置及び工場、事業所又は使用の場所において行

リングの活動状況を確認する。
（表 1）

INSPECTION OBJECTIVES・線量等に関する措置及び機能の保全の措置に

文

and

the

01.02 Verify that the licensee is properly identifying
and reporting PIs for the Occupational Radiation Safety
Cornerstone.

係る活動状況の確認と合わせて行う。（表 1）01.03 To conduct a Routine Review of problem

・放射性物質による汚染の防止等の放射線管理

identification and resolution activities per Inspectionに関連する基準への遵守状況を確認する。
（表 2）

Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

Resolution.”の適用も踏まえて確認する。
・「事業者等の個人モニタリングの基本特性」等

activities

and exposure controls.

措置に係る放射線被ばく評価並びに個人モニタ
検査目的

licensed

implementation of appropriate radiation monitoring

われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全の

本

with

INSPECTION BASES

See IMC 0308, Attachment 2 *2

6 項目について検査を実施する。
検査要件

SAMPLE REQUIREMENT に Sample Type 、・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

SAMPLE

Frequency、Sample Size、Hours per site 等を記載し制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

REQUIREMENTS:ている。

2.3.2.22 - 3

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法
令及び検査の位置づけ（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置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等を確認する。
）を記載している。一方、NRC 検査ガイドは検査の目的（認可を受けた活動に関連する職場における放射線ハザードの評価、および適切な放射線モニタリングと被ばく管理の実施に関するライセンシーの実績等を審査・評価する。）を記載している。
・NRC 検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP
では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC 検査ガイド【ガイド】BR0020_r1:放射線被ばく評価及び個人モニタリング【ガイド】IP71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
リソース等は、調整されている。

・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、

02.01 Radiological Hazard Assessment

ばく評価を対象としているのに対し、NRC の検査ガ

活動状況及び実績等を事前に確認し、検査で確02.02 Instructions to Workers

イドでは放射線被ばくを管理するための現場の放射認すべき方向性や視点を定めて、検査を実施す

02.03 Contamination and Radioactive Material Control 線管理、作業管理を対象としている。

ること。

02.04 Radiological Hazards Control and Work・NRC の検査ガイドでは「INSPECTION

Coverage

REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要02.05 High Radiation Area and Very High Radiation

件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガ

Area Controls

イドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にあ（3）内部被ばく評価手法

02.06 Radiation Worker Performance and Radiation

る検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、（4）特別な被ばく評価の手法

Protection Technician Proficiency

NRC の検査ガイドの「INSPECTION（5）特別な線量測定状況

02.07 Problem Identification and Resolution

REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で・検査実施（検査体制の 6 項目と同じ）
検査手順

・原子力規制庁が用いる検査ガイドが人の放射線被（1）事業者等の個人モニタリングの基本特性（2）外部被ばく評価手法

INSPECTIONREQUIREMENTS（6）事故時の緊急時放射線作業管理手法

受けて記載されている。

・問題点の特定と解決に関する確認
・基本事項（全般的なガイダンス記述の例）

原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では安全実績指標（PI）として報告すべき事業者等のTo the extent practicable, inspections should be

基本事項、検査前準備に係る留意事項、検査を実施す

活動の弱点を明らかにすること、作業者の個人

scheduled to coincide with refueling outages or other

る上での手引及び留意事項、並びにウォークダウン

被ばく線量や被ばく管理対策に必要な個人モニ

radiologically significant plant activities so as toでの視点の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査タリング設備が、適切な評価や測定に関して必maximize the opportunities for the inspector to verify

手順」で示した各検査項目について説明を行ってい要な精度があることや使用可能であることを判

licensee performance through direct observation.

る 。 一 方 、 NRC の 検 査 ガ イ ド の 「 INSPECTIONGUIDANCE」では、まず実施前の計画等全般につい断する。等
03.01 か ら 03.07 ま で 対 応 す る IMSPECTIONてのガイドを記述し、「INSPECTION REQUIREMENTREQUIREMENTS の項目（02.01 から 02.07）のガの各項目及びその小項目に 1 対 1 で対応した形でガイダンスを記述している。

イドを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検こと等が記載されている。

記述例：

査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわ

・検査を実施する上での手引き及び関連する留03.01 Radiological Hazard Assessment Sample

かるが、一方 NRC の検査ガイドはわかりやすい構成

意事項

a. Survey protocol should consider the current andとなっている。

上記検査対象 6 項目について、事業者が測定機

historical isotopic mix and isotopic percent abundance,

器の機能を適切に維持しているか、測定及び評

including current and historical presence of hard-to-価についてのマニュアル・手順書をレビューし

detect radionuclides and potential alpha hazards. See IPているか等について記載されている。

71124.04 for further guidance on source term

・現場ウォークダウンを行う際の視点

determination.

・検査前準備に係る留意事項
検査手引

上記検査対象 6 項目について事業者の放射線防護プログラムに関する内部監査結果を確認する

INSPECTION GUIDANCE

2.3.2.22 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC 検査ガイド【ガイド】BR0020_r1:放射線被ばく評価及び個人モニタリング【ガイド】IP71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

巡視点検では前回の巡視との相違点を常に把握

03.02 Instructions to Workers Sample

することを心掛け、事業者等の変化、変更に関す

a. The radiological controls （e.g., RWPs） for entry

る活動状況も確認する必要がある。

into high radiation areas may be plant specific. Review
plant T.S.s to determine the requirements for entry andwork in HRAs; e.g., authorization to enter into HRAs,
EAD set points, pre-job briefings, continuous job
coverage, and stay time limitations.

表１ 関連する施行規則条項
別紙・附属書表２ 関連する技術基準規則条項

Appendix－

表３ 検査要件まとめ表*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase）– Risk‐Informed Baseline Inspection Program*2 IMC 0308 Attachment 2: Reactor Oversight Process（ROP） basis Document－Technical basis for Inspection Program

2.3.2.22 - 5－

2. 3. 2. 23

BR0030 放射線被ばく ALARA 活動における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 23-1 にまとめた。
・BR0030 放射線被ばく ALARA 活動、改正 1、2021/07/21
・IP71124.02: Occupational ALARA Planning and Controls （12/23/19）
なお、この NRC 検査ガイドにおける ALARA 活動の検査は、2021 年に IP71124.01:
Radiological Hazard Assessment and Exposure Controls に吸収され、IP71124.02 は廃止された。
2. 3. 2. 23. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対
象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 23. 2 監視領域
日米の検査ガイドとも実用炉を対象にしている。
2. 3. 2. 23. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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能の保全の措置に係る放射線被ばく線量低減活動の取組状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイド
は検査の目的（個人及び集団線量を ALARA に維持することに関するパフォーマンスを評価し、ALARA プログラムが有効かどうか等を確認）を記載している。
2. 3. 2. 23. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更して記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2.3.2.23 - 1

2. 3. 2. 23. 5 検査手順
日米の検査ガイドとも検査項目としては、実質的に同様の項目を実施している。原子力規制庁が用いる検査ガイドにある「問題点の特定と解決に関する確認」が、NRC の検査ガ
イドには一見ないように見えるが、検査項目として立てずに Inspection Objectives 及びGeneral Guidance の中で、問題の特定と解決に関する検査を IP 71152 により行うことを書き込んでいる。
各検査項目の検査内容では、日米の検査ガイド間でやや異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、例えば、「ALARA 活動の継続的な改善の実施状況を評価する」として、被ばくを伴う様々な活動を視野に入れている。一方、NRC の検査ガイドでは、被ばくの観点から最も重要度の高いような作業に着目して、ALARA を考慮した計画がその作業活動、手順書、放射線作業依頼（RWP）に反映されていること、適切な被ばく低減策が特定されていることなどを確認するものとしている。
2. 3. 2. 23. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査の準備、実施、巡視の時の留意事項を提供している。一方、NRC の検査ガイドは、この検査は ALARA プロセス活動が観察できる燃料交換停止時を中心に行うべきことなど、検査のタイミングに関する助言などを示している。
2. 3. 2. 23. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する
技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。NRC の検査ガイドには、サンプル要件の表（Table of Sample Requirements）の記載がある。

2.3.2.23 - 2

表 2. 3. 2. 23-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射線被ばく ALARA 活動）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0030 放射線被ばく ALARA 活動【ガイド】IP71124.02: Occupational ALARA Planning and Controls

Rev. 1: 2021/07/21
項目

－

監視領域

本
文
検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（12/23/19）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

大分類：「放射線安全」
小分類：「従業員に対する放射線安全」
CORNERSTONES
検査分野：「放射線管理」
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。
）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 INSPECTION OBJECTIVES
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。
・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 INSPECTION BASES
線被ばく ALARA 活動を維持している。原子力検査官は、この放射線被ばく ALARA 活動 SAMPLE REQUIREMENTSの継続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IMC 2515 App A

NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

Occupational Radiation Safety

日米の検査ガイドとも実用炉を対象にしている。

01 Assess licensee performance with respect tomaintaining individual and collective radiation
exposures as low as is reasonably achievable（TEDE）. This inspection will determine whether
the licensee’s ALARA program, including
administrative, operational, and engineering controls,
is effectively maintaining occupational exposure
ALARA.
02 To conduct a routine review of problem
identification and resolution activities per Inspection
Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and
Resolution.”

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令及び検査の位置づけ（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
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能の保全の措置に係る放射線被ばく線量低減活動の取組状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（個人及び集団線量を ALARA に維持することに関するパフォーマンスを評価し、ALARA プロオグラム
が有効かどうか等を確認）を記載している。

NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明す
See IMC 0308 Attachment 2

る「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC
0308 参照」に変更して記載をスリム化した。原子力

Table of Sample Requirements

2.3.2.23 - 3

規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、
頻度、サンプル数を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0030 放射線被ばく ALARA 活動【ガイド】IP71124.02: Occupational ALARA Planning and Controls

Rev. 1: 2021/07/21

両者間の主な相違点（12/23/19）

項目

主な内容

項目

主な内容

線管理（運営を含む）、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、放射線被ばく ALARA 活動を維持していることも確認する。
・検査の体制、頻度及びサンプル数
・検査前準備・日米の検査ガイドとも検査項目としては、実質的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

01 Radiological Work Planning Sample

業者等の活動が効果的なパフォーマンスに繋Verify the integration of ALARA planning into work

がるかを監視するに当たり、放射線被ばくの

activities, procedures, and/or radiation work permits

履歴や傾向の把握、高線量率領域での当該活（RWP） and that plans identify appropriate dose動の計画や検証手法などの状況等を把握する

reduction techniques for implementation.

必要がある。

Specific Guidance
a. Review a list of work activities （e.g., radiation

・検査実施

work permits ） ranked by actual or estimated（1） 放射線の作業計画
検査手順

a.検査官は事業者等の放射線作業計画が適切

INSPECTION

exposure, that are in progress or were completed

な放射線被ばく低減技法を活用しているこ

REQUIREMENTS

during the last outage, and select work activities ofと、作業活動のリスクに相応して他の低減技

the highest exposure significance （i.e., 5 person-法の考慮及び検討を実施していること並び

rem or greater）, or that involve work in high doseに合理的な線量目標を規定していることを

rate areas.

確認する。
（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（4） 放射線業務従事者（作業者）のパフォー

02 Verification of Dose Estimates and Exposure
Tracking Systems Sample
03 Implementation of ALARA and Radiological Work
Controls Sample
04 Radiation Worker Performance Sample

マンスに同様の項目を実施している。原子力規制庁が用いる検査ガイドにある「問題点の特定と解決に関する確認」が、NRC の検査ガイドには一見ないように見え る が 、 検 査 項 目 と し て 立 て ず に Inspection
Objectives 及び General Guidance の中で、問題の特定と解決に関する検査を IP 71152 により行うことを書き込んでいる。
・各検査項目の検査内容では、日米の検査ガイド間でやや異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、例えば、「ALARA 活動の継続的な改善の実施状
況を評価する」として、被ばくを伴う様々な活動を視野に入れている。一方、NRC の検査ガイドでは、被ばくの観点から最も重要度の高いような作業に着目して、ALARA を考慮した計画がその作業活動、手順書、放射線作業依頼（RWP）に反映されていること、適切な被ばく低減策が特定されていることなどを確認するものとしている。
・ALARA 活動の検査は、2021 年に IP71124.01:
Radiological Hazard Assessment and Exposure Controlsに吸収され、IP71124.02 は廃止された。

・問題点の特定と解決に関する確認

2.3.2.23 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0030 放射線被ばく ALARA 活動【ガイド】IP71124.02: Occupational ALARA Planning and Controls

Rev. 1: 2021/07/21
項目

検査手引き

両者間の主な相違点（12/23/19）
主な内容
・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（2） 集団的な被ばく線量実績のランク分け（3） 集団的な被ばく線量の推定（4） 問題点の抽出と過去の実績評価（5） 個別検査対象の事前準備事項
・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
・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。

項目

主な内容

GENERAL GUIDANCE

Inspectors should perform most of this attachment
during an outage, in order that the inspector can directly
observe the licensee’s ALARA process activities;
including planning, implementation of radiologicalwork controls, execution of work activities, and
ALARA review of work-in-progress. The remainder ofthis attachment is inspected as a post-outage review.
For inspection activities that require comparison ofplanned vs. actual ALARA goals, it is acceptable toreview the results from the most recently completed
outage if there are no completed activities to review
during the current outage.

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査の準備、実施、巡視の時の留意事項を提供している。一方、NRC の検査ガイドは、この検査は ALARA プロ
セス活動が観察できる燃料交換停止時を中心に行うべきことなど、検査のタイミングに関する助言などを示している。

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連
別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表 3 検査要件まとめ表

する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条
SAMPLE REQUIREMENTS

Table of Sample Requirements

項」、「表 3 検査要件まとめ表」を記載している。
NRC の検査ガイドには、サンプル要件の表（Tableof Sample Requirements）の記載がある。

2.3.2.23 - 5

2. 3. 2. 24

BR0040 空気中放射性物質の管理と低減における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.24-1 にまとめた。
・BR0040：空気中放射性物質の管理と低減、改正 1、2021/07/21
・IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control and Mitigation （12/21/2017）
2. 3. 2. 24. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC （IMC2515 Appendix
A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 24. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としている。
2. 3. 2. 24. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは、根拠法令及び検査の位置づけ（（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置に係る空気中放射性物質の管理と低減の活動状況等を確認する）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（プラント内の空気中濃度が ALARA に従って管理されていることを検証し、また、現場での呼吸保護具の使い方及び用途（（practices and use of respiratory protection devices）が、着用する者に過度のリスクをもたらさないことを検証すること等。
）を記載している。
2. 3. 2. 24. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、以下の主な内容を記載している。
・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

2.3.2.24 - 1

されていることを確認するとともに、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とを確認するものである。
また、「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と、及び物品の持ち出し制限に関すること」等が適切に実施されていることを確認するものである。
（1）工学的管理状況（換気空調）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（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。
一方、NRC の検査ガイドでは、検査の必要性として、10CFR20 サブパート H が事業者にプロセス又はその他の工学的手法で内部被ばくを制限することを求めている。
2. 3. 2. 24. 5 検査手順
NRC の検査ガイドでは、「INSPECTION（REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTION REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。
「検査手順」「検査手引」のトータルとしての記述は原子力規制庁が用いる検査ガイドの方が多い。
NRC の検査ガイドでは、各検査のサンプル数が示されている。
原子力規制庁が用いる検査ガイド（「検査要件」の検査対象として示されている、「「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と、及び物品の持ち出し制限に関すること」（及びそれ以降の記述に関すること）が適切に実施されていることを確認するものである。」と「検査手順」の項目との関連が直接的には読み取りにくい不明確な部分がある。
2. 3. 2. 24. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では、検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上での手引及び留意事項、並びに現場確認を行う際の視点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイド（「INSPECTION GUIDANCE」では、まず（「Inspection Planning」で実施前の計画等全般についてのガイドを記述し、「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及び小項目に 1

2.3.2.24 - 2

対 1 で対応した形で、検査ガイドのガイダンスを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわかるが、NRC の検査ガイドのほうはわかりやすい構成となっている。
また、NRC の検査ガイドでは、多数の関連文献を参照している。
（例）
03.02 Use of Respiratory Protection Device g 項
Regulatory Guide 8.15, “Acceptable Programs for Respiratory Protection,” 及び NUREG-0041,“Manual of Respiratory Protection against Airborne Radioactive Material,” Revision 1, issued January
2001,は呼吸保護装置のタイプ及び呼吸保護プログラムのすべての側面についての技術的ガ
イダンスを含んでいる。
22. 3. 2. 24. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表（ 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドでは、記載がない。

2.3.2.24 - 3

表 2.3.2.24-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（空気中放射性物質の管理と低減）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0040_r1-空気中放射性物質の管理と低減【ガイド】IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control and Mitigation

Rev.1 2021/07/21

ベース版 （12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC （IMC2515 Appendix A）が示されてい－－る。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）

PROGRAMIMC 2515 Appendix A*1

APPLICABILITYの分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

大分類：「放射線安全」
監視領域

INSPECTABLE AREAS

小分類：「公衆に対する放射線安全」「従業員にALARA Planning and Controls

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用

Radiation Monitoring Instrumentation

炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、
NRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としてい対する放射線安全」
検査分野：「放射線管理」

CORNERSTONE

Occupational Radiation Safety

検査の根拠となる原子炉等規制法の該当条項に検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違し基づき以下の検査を行う。
・管理区域への立入制限等、線量等に関する措
置及び廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置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（表 1）。
本

検査目的・線量等に関する措置及び機能の保全の措置にINSPECTION OBJECTIVES

係る活動状況の確認と併せて行う（表 1）。

文・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（表 2）。
・検査対象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。
・検査対象

検査要件

る。

01.01 To verify that in-plant airborne concentrationsている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法

are being controlled consistent with ALARA to the

令及び検査の位置づけ（表１に示す管理区域への立

extent necessary to validate plant operations as reported

入制限等、線量等に関する措置及び廃棄に対する原by the PI and to verify that the practices and use of

子力施設の機能の保全の措置に係る空気中放射性物

respiratory protection devices on site do not pose an

質の管理と低減の活動状況等を確認する）を記載しundue risk to the wearer.

ている。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（プ

01.02 To conduct a Routine Review of problem

ラント内の空気中濃度が ALARA に従って管理され

identification and resolution activities per Inspectionていることを検証し、また、現場での呼吸保護具の使

Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and

い方及び用途（practices and use of respiratory protection

Resolution.”devices）が、着用する者に過度のリスクをもたらさないことを検証すること等。）を記載している。

INSPECTION BASIS

Title 10 of the Code of Federal Regulations （10 CFR） 原子力規制庁が用いる検査ガイドは、以下の主な内

本検査は、原子力施設内の空気中放射性物質濃Part 20, “Standards for Protection against Radiation,”容を記載している。

度が、（ALARA）と整合性を持って管理されていSubpart H, “Respiratory Protection and Controls to

・検査対象

ることを確認するとともに、サイトにおける呼Restrict Internal Exposure in Restricted Areas,”

本検査は、原子力施設内の空気中放射性物質濃度

吸保護装置（全面マスク等）の使用が着用者に過requires licensees to use, to the extent practical, process

が、（ALARA）と整合性を持って管理されていること度のリスクをもたらさないことを確認するもの

or other engineering .

を確認するとともに、サイトにおける呼吸保護装置

2.3.2.24 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0040_r1-空気中放射性物質の管理と低減【ガイド】IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control and Mitigation

Rev.1 2021/07/21

ベース版 （12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

である。

（全面マスク等）の使用が着用者に過度のリスクをまた、「管理区域、保全区域及び周辺監視区域のもたらさないことを確認するものである。

設定・解除、並びにこれらの区域に係る立入り制

また、「管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定・限、入退域管理に関すること、及び物品の持ち出解除、並びにこれらの区域に係る立入り制限、入退域

し制限に関すること」等が適切に実施されてい管理に関すること、及び物品の持ち出し制限に関することを確認するものである。

ること」等が適切に実施されていることを確認するものである。

（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（2）呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管（2）呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管理状

理状況の確認

況の確認（3）緊急時に使用する自給式呼吸器（セルフエ（3）緊急時に使用する自給式呼吸器（セルフエアセ

アセット等）の管理状況の確認

ット等）の管理状況の確認
LEVEL OF EFFORT:

・検査の体制、頻度及びサンプル数

・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

RESOURCE ESTIMATE

検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査

制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

一方、NRC の検査ガイドでは、検査の必要性として、10CFR20 サブパート H が事業者にプロセス又はその他の工学的手法で内部被ばくを制限することを求めている。

・検査前準備

02.01 Engineering Controls （1 Sample）

・NRC の検査ガイドでは「INSPECTION

検査で確認すべき方向性や視点を定めて、検査

a. Select, as available, 1-2 installed ventilation systems,

REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要を実施すること等

used to mitigate the potential for airborne radioactivity,

件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガ

・検査実施

and verify that ventilation air-flow capacity, flow path

イドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にあ（1）工学的管理状況（換気空調）の確認

and filter/charcoal unit efficiencies are adequate. 等

る検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、

02.02 Use of Respiratory Protection Devices （ 1

NRC の検査ガイドの「INSPECTION

Sample）

REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で

a. For those situations where it is impractical to employ

受けて記載されている。「検査手順」「検査手引」のa.工学的安全設備の管理が採用できない場合のengineering

トータルとしての記述は原子力規制庁が用いる検査

呼吸保護装置の使用等、radioactivity, verify that the licensee provides

ガイドの方が多い。

（3）緊急時に使用する自給式呼吸器（セルフエrespiratory protective devices such that doses are

・NRC の検査ガイドでは各検査のサンプル数が示さ

アセット等）の管理状況の確認

maintained ALARA. 等

れている。

a.緊急時使用のためのプラント内の配置状況及

02.03

a.事業者等の空気中放射性物質濃度の管理等、
検査手順（2）呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管理状況の確認INSPECTIVEREQUIREMENTS

2.3.2.24 - 5

controls

Self-Containedtominimize

Breathingairborne

Apparatusfor・原子力規制庁が用いる検査ガイド「検査要件」の検原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0040_r1-空気中放射性物質の管理と低減【ガイド】IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control and Mitigation

Rev.1 2021/07/21

ベース版 （12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

び試験記録等、

Emergency Use （1 Sample）

査対象として示されている、「「管理区域、保全区域及・問題点の特定と解決に関する確認

a. Review the status and surveillance records of 3-5

び周辺監視区域の設定・解除、並びにこれらの区域に

SCBAs staged in-plant for use during emergencies.

係る立入り制限、入退域管理に関すること、及び物品

等の持ち出し制限に関すること」（及びそれ以降の記述

02.04 Problem Identification and Resolution

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。
」との記述と「検査手順」の項目との関連が不明確である。

・検査前準備に係る留意事項

計画段階及び各検査項目のガイドを記載（記載例

各検査項目について検査前準備情報を示していを以下に示す）る。
（例）関連のマニュアル、要領類及びそのレ

Inspection Planning

・原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」

ビュー状況、機器・器具の性能評価・管理状況、

a. Inspectors should review the plant final safety

では検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上不適合管理情報

analysis report （FSAR） to identify areas of the plantでの手引及び留意事項、並びに現場確認を行う際のdesigned as potential airborne radioactivity areas and視点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手・検査を実施する上での手引き及び関連する留any associated ventilation systems or airborne

順」で示した各検査項目について説明を行ってい意事項

monitoring instrumentation.

る。一方、NRC の検査ガイド「INSPECTIONGUIDANCE」では、まず Inspection Planning で実施

検査項目ごとに記載している。

検査手引

例えば（1）工学的管理状況の確認では以下の項

03.01 Engineering Controls

前の計画等全般についてのガイドを記述し、目等を挙げている。

Ventilation, permanent and temporary - The focus of「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及びそのa.事業者等が空気中放射性物質濃度を管理する

this inspection item is to verify that the licensee is

小項目に 1 対 1 で対応した形でガイドを詳細に示し

using, to the extent practicable, engineering controls inている。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、

lieu of respiratory protection.

どの観点からの説明であるかはわかるが、一方ための工学的管理として換気空調系統を適切に

INSPECTION GUIDANCE

使用していることを確認する。
b. 可能であれば、汚染区域における作業をサポ

NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっていートするために使用される１～２件の一時的換

02.02 Use of Respiratory Protection Devices

気空調系統の設定を選択すること。

g. Regulatory Guide 8.15, “Acceptable Programs for

る。

Respiratory Protection,” and NUREG- 0041, “Manual ・NRC の検査ガイドでは多数の関連文献を参照して・現場確認を行う際の視点では以下の項目等をof Respiratory Protection against Airborne Radioactive

いる。

挙げている。

Material,” Revision 1, issued January 2001, contain（例）（1）各換気空調系の差圧、流量等及びフィルタ

technical guidance on types of respiratory protection

03.02 Use of Respiratory Protection Device

ーに損傷がないことを確認する。また、ダクトに

devices and all other aspects of a respiratory protection

・Regulatory Guide 8.15, “Acceptable Programs for

腐食等がないことを確認する。ダクト外部及びprogram. The inspector should determine to what

Respiratory Protection,”及び NUREG-0041, “Manual of

内部の点検方法、点検頻度等を事業者等にイン

extent deficiencies in this area indicate deficiencies in

Respiratory Protection against Airborne Radioactive

タビューし確認する。

the licensee’s respiratory protection training and cross-Material,” Revision 1, issued January 2001,は呼吸保護

2.3.2.24 - 6

g項原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0040_r1-空気中放射性物質の管理と低減【ガイド】IP71124.03: In-Plant Airborne Radioactivity Control and Mitigation

Rev.1 2021/07/21

ベース版 （12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
cutting issues in the human performance area.

装置のタイプ及び呼吸保護プログラムのすべての側面についての技術的ガイダンスを含んでいる。

03.03

Self-Contained

Breathing

Apparatusfor

Emergency Use
a. Based on FSAR, technical specifications, andemergency operating procedure requirements and in
addition to the inspection requirements of Section
02.02.h above, verify the following for SCBAs
designated for emergency use.
03.04 Problem Identification and Resolution
表１ 関連する施行規則条項
別紙・附属書表２ 関連する技術基準規則条項

Appendix－

表３ 検査要件まとめ表*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） – Risk‐Informed Baseline Inspection Program

2.3.2.24 - 7－

2. 3. 2. 25

BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.25-1 にまとめた。
・BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理、改正 1、2021/07/21
・IP71124.06 Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment（12/21/2017）
2. 3. 2. 25. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC （IMC2515 Appendix
A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 25. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としている。
2. 3. 2. 25. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは、根拠法令及び検査の位置づけ（（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び廃棄に対する原子力施設の機能の保全の措置に係る気体及び液体の放射性廃棄物管理の活動状況等を確認する。）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（（放射性物質の排出が適切に緩和され、監視され、公衆被ばくに関して評価されるように、気体及び液体の排水処理システムが維持されるようにすること。）を記載している。
2. 3. 2. 25. 4 検査要件
NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、連邦規則は被認可者が個々の公衆の線量限度を遵守していることを証明するために、非管理区域と管理区域、及びこれらの区域に放出される排水について適切な調査を行うことを求めている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載して2.3.2.25 - 1

いる。
2. 3. 2. 25. 5 検査手順
NRC の検査ガイドの「INSPECTION REQUIREMENT」で、検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTION REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。
NRC の検査ガイドには、各検査のサンプル数が示されている。
2. 3. 2. 25. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では、検査対象となる設備、検査前準備に係る留意事項、検査に対する留意事項及びウォークダウンでの視点の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイドの「INSPECTION GUIDANCE」では、まず、Inspection Planning で実施前の計画についてのガイドを記述し、INSPECTION REQUIREMENT の各項目及びその小項目に 1 対1 で対応した形で、ガイダンスを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場
合、どの観点からの説明であるかはわかるが、一方、NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
NRC の検査ガイドには、参照文献が多数記載しており、検査官が入手できる情報が豊富である。
（例）
03.01 Walk Downs and Observations
・Guidance on sampling systems is contained in ANSI N13.1- 1969, “Guide to Sampling Airborne
Radioactive Materials in Nuclear Facilities,” 等
03.02 Calibration and Testing Program （Process and Effluent Monitors）
・Guidance on sampling systems is contained in ANSI N13.1- 1969, “Guide to Sampling Airborne
Radioactive Materials in Nuclear Facilities,” 等
2. 3. 2. 25. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表（ 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.25 - 2

表 2.3.2.25-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射性気体・液体廃棄物の管理）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0050_r1-放射性気体・液体廃棄物の管理【ガイド】IP71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位
図書の IMC （IMC2515 Appendix A）が示されている。

－－

IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分PROGRAMIMC 2515 Appendix A*1

APPLICABILITY

類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監
視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

大分類：「放射線安全」

INSPECTABLE AREA

Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment
and Monitoring Systems

小分類：「従業員に対する放射線安全」「公衆に監視領域対する放射線安全」「従業員に対する放射線安炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、

CORNERSTONENRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としていPublic Radiation Safety

全」「公衆に対する放射線安全」

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用る。

検査分野：「放射線管理」
検査の根拠となる法令類に基づき検査の必要性を記載している。

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違して・管理区域への立入制限等、線量等に関する措01.01 To ensure that the gaseous and liquid effluent

いる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法令及本

置及び廃棄に対する原子力施設の機能の保全のprocessing

that

び検査の位置づけ（表１に示す管理区域への立入制限

文措置に係る気体及び液体の放射性廃棄物管理のradiological discharges are properly mitigated,

等、線量等に関する措置及び廃棄に対する原子力施設

monitored, and evaluated with regard to publicの機能の保全の措置に係る気体及び液体の放射性廃・線量等に関する措置及び機能の保全の措置に

exposure.

棄物管理の活動状況等を確認する）を記載している。

係る活動状況の確認と併せて行う（表 1）。

01.02 To ensure that abnormal radioactive gaseous or

一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（放射性物質の・放射性物質による汚染の防止等の放射線管理

liquid discharges and conditions, when effluent

排出が適切に緩和され、監視され、公衆被ばくに関しに関連する基準への遵守状況を確認する（表 2）。

radiation monitors are out-of-service, are controlledて評価されるように、気体及び液体の排水処理システ

・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

inムが維持されるようにすること。）を記載している。

の適用も踏まえて確認する。

requirements and licensee procedures. 等 5 項目。

活動状況を確認する（表 1）。
検査目的

INSPECTION OBJECTIVES

2.3.2.25 - 3

systems

accordance

are

with

maintained

applicablesoregulatory原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0050_r1-放射性気体・液体廃棄物の管理【ガイド】IP71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

・検査対象
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

検査要件

INSPECTION BASES

10CFR 20.1302 and 10 CFR 50.36a. 10 CFR 20.1302

テム・機器の機能の維持、放出管理プロセスの維

requires licensees take appropriate surveys of the

持を適切に実施していることを確認する。

unrestricted and controlled areas and effluents（1）校正・試験プログラム

released into these areas to demonstrate compliance（2）サンプリングと分析

with the dose limits for individual members of the（3）計装と設備の維持管理

public. 等。

（4）周辺公衆の被ばく線量評価
・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

・NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、連邦規則は被認可者が個々の公衆の線量限度を遵守していることを証明するために、非管理区域と管理区
域、及びこれらの区域に放出される排水について適切な調査を行うことを求めている。

LEVEL OF EFFORT:・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検RESOURCE ESTIMATE

査体制、頻度、サンプル数を記載している。

体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に
行う。
検査手順

検査前準備

・NRC の検査ガイドでは、原子力規制庁が用いる検査
ガイドにない 02.01 Walk Downs and Observations 項目

放射線管理等報告書等の確認と検査計画の立案

02.01 Walk Downs and Observations （1 Sample）

・検査実施
以下の項目について設備、管理、手法、分析、品質、記録等の確認を行う。
校正・試験プログラム
サンプリングと分析
計装と設備の維持管理

02.02 Calibration and Testing Program （1 Sample）
INSPECTION

02.03 Sampling and Analyses （1 Sample）

REQUIREMENTS

02.04 Instrumentation and Equipment （1 Sample）
02.05 Dose Calculations （1 Sample）
02.06 Problem Identification and Resolutionがある。
「INSPECTION REQUIREMENT」で、検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程
度 にとど め、 NRC の検 査ガイ ドの「 INSPECTIONREQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。

周辺公衆の被ばく線量評価

・NRC の検査ガイドには、各検査のサンプル数が示さ

・問題点の特定と解決に関する確認れている。

2.3.2.25 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0050_r1-放射性気体・液体廃棄物の管理【ガイド】IP71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

主な内容
・原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」で・サンプル選定に関連する検査対象となる設備

は、検査対象となる設備、検査前準備に係る留意事項、

放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の処理

検査に対する留意事項、及びウォークダウンでの視点

施設、監視計装設備及び放射性気体廃棄物に係

検査手引

る換気空調設備

Inspection Planning.

・検査前準備に係る留意事項

To the extent that can be reasonably accomplished,

関連文書及び記録を確認による準備作業を行

perform in-office preparation before the inspection,う。

and complete the remaining inspection planning and

・検査に対する留意事項

follow-up actions during the onsite aspects of the

放射性気体・液体廃棄物処理設備及び監視計装

inspection.

設備（放出管理・監視する放射線モ

03.01 Walk Downs and Observationsニタ）が適切に維持され、原子力施設周辺の一般

03.02 Calibration and Testing Program （Process and

公衆の被ばくの観点から放射性物

Effluent Monitors）

質の放出管理が適切に管理されていることを確

INSPECTION GUIDANCE

03.03 Sampling and Analyses

認する。

03.04 Instrumentation and Equipment

・設備のウォークダウンによる検査を行う際の03.05 Dose Calculations

視点03.06 Problem Identification and Resolution

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

ベース版（12/21/2017）と最新版と（03/04/2020）

書等）どおりであることを実物確認によって行の主な差分

い、無許可改造や偽装が行われていないことを最新版では排水モニタリング構成及び試験プロ確認する。

グラムサンプルを IP71124.06 に移した。

・その他の留意事項

検査頻度を 2 年毎から 3 年ごとに調整した。

放出による線量の計算で仮定されているパラメ

した各検査項目について説明を行っている。一方、
NRC の検査ガイド「INSPECTION GUIDANCE」では、まず「Inspection Planning」で実施前の計画についてのガイドを記述し、「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及び小項目に 1 対 1 で対応した形で、ガイダンスを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドの場合、どの観点からの説明であるかはわかる
が、一方、NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
・NRC の検査ガイドには、参照文献が多数記載しており、検査官が入手できる情報が豊富である。
（例）
03.01 Walk Downs and Observations
・ Guidance on sampling systems is contained in ANSI
N13.1- 1969, “Guide to Sampling Airborne Radioactive
Materials in Nuclear Facilities,” 等
03.02 Calibration and Testing Program （ Process andEffluent Monitors）
N13.1- 1969, “Guide to Sampling Airborne Radioactive

映されない可能性があるので、それらの変更にMaterials in Nuclear Facilities,” 等

注意すること。

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連す表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示・ Guidance on sampling systems is contained in ANSIータ等の特定できない変更は安全実績指標に反別紙・附属書両者間の主な相違点

Appendix－

表３ 検査要件まとめ表る施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRCの検査ガイドには、記載がない。

*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase）– Risk‐Informed Baseline Inspection Program

2.3.2.25 - 5

2. 3. 2. 26

BR0070 放射性固体廃棄物等の管理における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.26-1 にまとめた。
・BR0070 放射性固体廃棄物等の管理、改正 2、2023/05/24
・IP71124.08 RADIOACTIVE SOLID WASTE PROCESSING AND RADIOACTIVE
MATERIAL HANDLING, STORAGE, AND TRANSPORTATION （12/21/2017）
2. 3. 2. 26. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC （IMC2515 Appendix
A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 26. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等を対象としている。一方、NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象としている。
2. 3. 2. 26. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイ
ドは、根拠法令及び検査の位置づけ（表 1 に示す線量等に関する措置及び機能の保全の措置
並びに事業所外破棄の措置、事業所外運搬の措置及び放射能濃度の測定及び評価の方法に関係する放射性廃棄物等の管理の実施状況を確認する。）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（放射性物質の処理、取扱、貯蔵及び輸送の実効性を検証する等）を記載している。
2. 3. 2. 26. 4 検査要件
NRC の検査ガイドの（ Inspection Bases」の内容では、放射性物質の加工、取り扱い、貯蔵、輸送から公衆の適切な保護を確保するための規則等が示されている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載して2.3.2.26 - 1

いる。
2. 3. 2. 26. 5 検査実施
全体として、原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドで検査の標題、対象及び検査の区分が異なっている。 事業所内運搬」以降の項目では法令に適合していることを確認するとの記載が多い。
・放射性固体廃棄物等の管理
放射性固体廃棄物等の処理
放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管
事業所内運搬・放射性廃棄物でない廃棄物
・事業所外廃棄事業所外廃棄（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）
・事業所外運搬（新燃料、使用済燃料を除く）
・放射能濃度（クリアランス）
・問題点の特定と解決に関する確認
NRC の検査ガイドも原子力規制庁が用いる検査ガイドと同様、各項目がさらに複数の小項目に分けられ、その検査の概要が示されている。
2. 3. 2. 26. 6 検査手引
検査実施」と同じく、全体として、原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガ
イドで検査の標題、対象及び検査の区分が異なっている。例えば、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、事業所内運搬、事業所外廃棄（放射性廃棄物、埋設処分、輸入廃棄物）、事
業所外運搬（新燃料、使用済燃料を除く）と細かく区分されているが、NRC の検査ガイド
では、運搬準備計画（Shipment Preparation）及び運搬記録（Shipping Records）という項目となっている。
2. 3. 2. 26. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、 表 1 関連する施行規則条項」、 表 2 関連する技術基準規則条項」、（ 表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.26 - 2

表 2.3.2.26-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射性固体廃棄物等の管理）
NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【 ガ イ ド 】 IP71124.08:【ガイド】BR0070_r2-放射性固体廃棄物等の管理

RADIOACTIVE SOLID WASTE PROCESSING AND

両者間の主な相違点

RADIOACTIVE MATERIAL HANDLING, STORAGE, AND TRANSPORTATION

Rev.2 2023/05/24

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC （IMC2515 Appendix A）が示されてい－－

PROGRAMIMC 2515 Appendix A

RISK-INFORMEDAPPLICABILITYBASELINE INSPECTION PROGRAM」

る。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMCのような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

大分類： 放射線安全」
監視領域

INSPECTABLE AREAS

小分類： 従業員に対する放射線安全」 公衆に

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用

Access Control to Radiologically Significant Areas

炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、
NRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としてい対する放射線安全」
検査分野： 放射線管理」

Radioactive Material Processing and Transportation

Public Radiation Safety 80%

CORNERSTONEる。

Occupational Radiation Safety 20%

検査の根拠となる法令類に基づき検査の必要性を記載している。
・線量等に関する措置及び機能の保全の措置並
びに事業所外破棄の措置、事業所外運搬の措置

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違し及び放射能濃度の測定及び評価の方法に関係す
本

る放射性廃棄物等の管理の実施状況を確認する

文

（表 1）
。

・INSPECTION OBJECTIVES
01.01 To verify the effectiveness of the licensee’s
programs for processing, handling, storage, and・上記事項は線量等に関する措置、機能の保全
検査目的の措置、機能の保全の措置及び事業所等の外にお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、放射性廃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（表1）。

INSPECTION OBJECTIVEStransportation of radioactive material.
01.02 To conduct a Routine Review of problem
identification and resolution activities per Inspection
Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and
Resolution.”

・放射性廃棄物管理、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（表 2）。
・検査対象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。

2.3.2.26 - 3ている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法
令及び検査の位置づけ（表 1 に示す線量等に関する措置及び機能の保全の措置並びに事業所外破棄の措
置、事業所外運搬の措置及び放射能濃度の測定及び評価の方法に関係する放射性廃棄物等の管理の実施状況を確認する。）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（放射性物質の処理、取扱、貯蔵及び輸送の実効性を検証する等）を記載している。

NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【 ガ イ ド 】 IP71124.08:【ガイド】BR0070_r2-放射性固体廃棄物等の管理

両者間の主な相違点

RADIOACTIVE MATERIAL HANDLING, STORAGE, AND TRANSPORTATION

Rev.2 2023/05/24

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

主な内容

INSPECTION BASES・検査対象（1）放射性固体廃棄物等の管理（2）放射性廃棄物でない廃棄物

・INSPECTION BASES

・NRC の検査ガイドの INSPECTION BASES」では、

The plant-specific application of Criterion 60,

放射性物質の加工、取り扱い、貯蔵、輸送から公衆の“Control of Releases of Radioactive Materials to the

適切な保護を確保するための規則等が示されていEnvironment,” of Appendix A, to 10 CFR Part 50, as

る。

reflected in the plant’s current licensing basis, and the（3）事業所外廃棄（放射性廃棄物、埋設処分、

requirements of 10 CFR Parts 20, 61, and 71 and U.S.

輸入廃棄物）

Department of Transportation regulations in 49 CFR（4）事業所外運搬物（新燃料、使用済燃料除く）
検査要件

RADIOACTIVE SOLID WASTE PROCESSING AND

parts 107, 171 through 180, and 390 through 397, as（5）放射能濃度（クリアランス）

appropriate to the mode of transport” to ensure
adequate protection for members of the public from theprocessing, handling, storage, and transportation of

・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。

radioactive materials.

等

LEVEL OF EFFORT:・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検RESOURCE ESTIMATE

査体制、頻度、サンプル数を記載している。

事業所内運搬」以降の項目では法令に適合していることを確認するとの記載が多い。
・放射性固体廃棄物等の管理
・放射性固体廃棄物等の処理

02.01 Radioactive Material Storage

・放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管
・事業所内運搬
検査実施

・放射性廃棄物でない廃棄物
・事業所外廃棄・事業所外廃棄（放射性廃棄物）
・事業所外廃棄（埋設処分）

02.02 Radioactive Waste System Walk-Down
INSPECTION

02.03 Waste Characterization and Classification

REQUIREMENTS

02.04 Shipment Preparation
02.05 Shipping Records
02.06 Problem Identification and Resolution

・事業所外廃棄（輸入廃棄物）
・事業所外運搬（新燃料、使用済燃料を除く）
・放射能濃度（クリアランス）
・問題点の特定と解決に関する確認

2.3.2.26 - 4

・全体として原子力規制庁が用いる検査ガイドとNRC の検査ガイドで検査の標題、対象及び検査の区分が異なっている。
・原子力規制庁が用いる検査ガイド、NRC の検査ガ
イドとも各項目がさらに複数の小項目に分けられ、何検査の概要が示されている。

NRC の検査ガイド

原子力規制庁が用いる検査ガイド【 ガ イ ド 】 IP71124.08:【ガイド】BR0070_r2-放射性固体廃棄物等の管理

RADIOACTIVE SOLID WASTE PROCESSING AND

両者間の主な相違点

RADIOACTIVE MATERIAL HANDLING, STORAGE, AND TRANSPORTATION

Rev.2 2023/05/24

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

主な内容
・全体として原子力規制庁が用いる検査ガイドとNRC の検査ガイドで検査の標題、対象及び検査の区

検査手引

・放射性固体廃棄物等の管理に関する確認の観分が異なっている。

点等

・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、事業所内

・放射性固体廃棄物等の処理

Inspection Planning

運搬、事業所外廃棄（放射性廃棄物、埋設処分、輸入・放射性固体廃棄物等の貯蔵、保管

a. Whenever possible, inspectors should coordinate the廃棄物）、事業所外運搬（新燃料、使用済燃料を除く）

・事業所内運搬inspection schedule with the licensee to coincide withと細かく区分されているが、NRC の検査ガイドでは、・放射性廃棄物でない廃棄物に関する確認の観

risk-significant activities so that licensee performance

Shipment Preparation 及び Shipping Records という項目

点等

can be directly observed.

となっている。

・事業者外廃棄（放射性廃棄物）

03.01 Radioactive Material Storage

・日米とも関連する法令、規則、ガイドラインが多数

・事業所外廃棄（埋設処分）

03.02 Radioactive Waste System Walk-Down

あり、原子力規制庁が用いる検査ガイドは・事業所外廃棄（輸入廃棄物）

03.03 Waste Characterization and Classification

順」で法令等に基づいた措置が取られていることを・事業所外運搬（新燃料、使用済燃料を除く）に

03.04 Shipment Preparation

確認するとあり、 検査手引」では具体的な措置が記関する確認の観点等

03.05 Shipping Records

載され、それが適正であることを確認することとの・放射能濃度（クリアランス）に関する確認の観

03.06 Problem Identification and Resolution

記 載 と な っ て い る 。 NRC の 検 査 ガ イ ド で も・事業所外廃棄に関する確認の観点等

INSPECTION GUIDANCE
検査手

INSPECTION GUIDANCE で関係規則と具体的な措点等置が記載され、それが適切であることを確認することとしている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、 表 1 関連す表１ 関連する施行規則条項
別紙・附属書表２ 関連する技術基準規則条項

Appendix－

表３ 検査要件まとめ表る施行規則条項」、表 2 関連する技術基準規則条項」、
表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRCの検査ガイドには、記載がない。

*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） – Risk‐Informed Baseline Inspection Program

2.3.2.26 - 5

2. 3. 2. 27

BR0080 放射線環境監視プログラムにおける比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.27-1 にまとめた。
・BR0080 放射線環境監視プログラム、Rev.1 2021/07/21
・IP71124.07 Radiological Environmental Monitoring Program （12/21/2017）
2. 3. 2. 27. 1 PROGRAM APPLICABILITY
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC （IMC2515 Appendix
A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 27. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC ガイドでは、実用炉のみを対象としている。
2. 3. 2. 27. 3 検査目的
日米の検査ガイドでは、検査目的の記載内容が相違している。原子力規制庁が用いる検査
ガイドは、根拠法令及び検査の位置づけ（（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置に係る放射線環境の監視プログラムを等確認する。）を記載している。一方、
NRC の検査ガイドは、検査の目的（放射線環境モニタリングプログラムが放射性排水の環境影響を定量化していることの確認等。
）を記載している。
2. 3. 2. 27. 4 検査要件
NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、10 CFR 20.1302 は、個々の一般公衆の線量限度が遵守されていることを証明するために、非管理区域と管理区域、およびこれらの区域に放出される流出物について、適切な調査を実施することを事業者事業者に求めている。

2.3.2.27 - 1

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 27. 5 検査手順
日米の検査ガイドとも、検査項目は同じであり、各検査項目に対し、小項目を設け、検査内容を詳細に示しているが、NRC の検査ガイドには、小項目が原子力規制庁が用いる検査ガイドの項目に比べ多い。
2. 3. 2. 27. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では、検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上での手引及び留意事項、並びに現場確認を行う際の視点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイドの（「INSPECTION GUIDANCE」では、まず（「Inspection Planning」で、実施前の計画等全般についてのガイドを記述し、「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及びその小
項目に 1 対 1 で対応した形で、ガイダンスを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわかるが、NRC の検査ガイドは、わかりやすい構成となっている。
NRC ガイドでは、根拠となる規則等が示されているほか検査の実施に際し、検査官がより多くの情報を得られるように、各種文献を参照している。
（参照文献例）
・03.01
NUREG-1576, “Multi-Agency Radiological Laboratory Analytical Protocols Manual” （MARLAP）（,
issued July 2004.
・03.02
NEI 08-08A, “Generic FSAR Template Guidance for Life-Cycle Minimization of Contamination” asimplemented in design features and operational programs.
2. 3. 2. 27. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表（ 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.27 - 2

表 2.3.2.27-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射線環境監視プログラム）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0080_r1-放射線環境監視プログラム【ガイド】IP71124.07: Radiological Environmental Monitoring Program

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC （IMC2515 Appendix A）が示されてい－－る。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）

PROGRAMIMC 2515Appendix A

APPLICABILITYの分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMCのような上位図書はないが、適用対象は、監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

大分類：「放射線安全」
監視領域

INSPECTABLE AREA

Radiological Environmental Monitoring Program

小分類：「公衆に対する放射線安全」
検査分野：「放射線管理」

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、

CORNERSTONE

Public Radiation Safety

NRC ガイドでは、実用炉のみを対象としている。

検査の根拠となる法令類に基づき検査の必要性を記載している。
・管理区域への立入制限等、線量等に関する措01.01 To verify that the Radiological Environmental

置及び工場、事業所又は使用の場所において行

Monitoring Program （REMP） quantifies the impact

われる廃棄に対する原子力施設の機能の保全のof radioactive effluent releases to the environment and

措置に係る放射線環境の監視プログラムを確認本

検査目的する（表 1）。
・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（表 1）。

文

sufficiently validates the integrity of the radioactive
gaseous and liquid effluent release program.
INSPECTION OBJECTIVES

consistently with the licensee’s TS and/or ODCM and・放射性物質による汚染の防止等の放射線管理

to validate that the radioactive effluent release programに関連する基準への遵守状況を確認する（表 2）。

meets the design objectives in Appendix I to 10 CFR

・検査対象活動に関連する他の検査運用ガイド

Part 50. 等 5 項目の適用も踏まえて確認する。

している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠
法令及び検査の位置づけ（表１に示す管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置に係る放射線環境の監視プ
ログラムを等確認する。）を記載している。一方、NRCの検査ガイドは、検査の目的（放射線環境モニタリン
グプログラムが放射性排水の環境影響を定量化していることの確認等。）を記載している。

10 CFR 20.1302 requires licensees take appropriate

・NRC の検査ガイドの「INSPECTION BASES」では、以下に示すような対象について検査を実施する

surveys of the unrestricted and controlled areas and

10 CFR 20.1302 は個々の一般公衆の線量限度が遵守（サンプリングベースの検査の実施）。

effluents released into these areas to demonstrate

されていることを証明するために、非管理制限され（1）放射線監視状況の確認

compliance with the dose limits for individual members

ない区域と管理区域、およびこれらの区域に放出さ（2）地下水等への放射性物質の漏えいがないこof the public.

れる流出物について、適切な調査を実施することを

・検査対象
検査要件

01.02 To verify that the REMP is implemented

日米の検査ガイドでは、検査目的の記載内容が相違

INSPECTION BASES

2.3.2.27 - 3

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0080_r1-放射線環境監視プログラム【ガイド】IP71124.07: Radiological Environmental Monitoring Program

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

との確認

事業者に求めている。

・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。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
EVEL OF EFFORT:RESOURCE ESTIMATE

検査手順

・検査前準備

以下の 3 項目の要件を記載している。

日米の検査ガイドとも検査項目は同じであり、各検検査項目（2 項目）について本検査の実施前に事

02.01 Site Inspection （1 Sample）

査項目に対し、小項目を設け検査内容を詳細に示し

業者等の管理マニュアル、活動状況、実績等を事

a. Walk down 3-5 of the air sampling stations and 3-5ているが、NRC の検査ガイドの小項目は、原子力規前に収集し、検査で確認すべき方向性や視点をof the thermos luminescent dosimeter （ TLD ）制庁が用いる検査ガイドの項目に比べ多い。

定めて、検査を実施すること。

monitoring stations to determine whether they are・検査実施

located as described in the ODCM and to determine the

放射線監視状況の確認

equipment material condition.

a. 環境放射線監視装置の状態監視。
（2） 地下水等への放射性物質の漏えいがない

INSPECTION

02.02 Ground Water Protection Initiative （ GPI ）ことの確認

REQUIREMENTS

Implementation （1 Sample）

a. 地方自治体との協定に基づいて実施している

02.03 Problem Identification and Resolution

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。
・問題点の特定と解決に関する確認

検査手引

・検査前準備に係る留意事項

検査計画（Inspection Planning）の次に INSPECTION

・原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」で（1）放射線監視状況の確認

REQUIREMENTS の 3 項目に対応したガイドが記は、検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上で載されている。

の手引及び留意事項、並びに現場確認を行う際の視放射線監視状況の確認では単位放出率当たり点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」

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

03.01 Site Inspectionで示した各検査項目について説明を行っている。一ータの数年分を比較することによって検知する

a. Consistent with smart sampling, the air sampling

方、NRC の検査ガイドの「INSPECTION GUIDANCE」

2.3.2.27 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0080_r1-放射線環境監視プログラム【ガイド】IP71124.07: Radiological Environmental Monitoring Program

Rev.1 2021/07/21

ベース版（12/21/2017）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容

ことができる。

stations should be selected based on the locations in theでは、まず Inspection Planning で、実施前の計画等全・検査を実施する上での手引及び関連する留意

downwind sectors with the highest concentration per

般 に つ い て の ガ イ ド を 記 述 し 、「 INSPECTION

事項

unit release rate （X/Q）, and highest deposition per

REQUIREMENT」の各項目及びその小項目に 1 対 1

放射線環境監視計画が環境に対する放射性廃棄

unit release rate （D/Q）, and thermoluminescence

で対応した形でガイドを詳細に示している。原子力物の放出の影響を定量化し、放射性の気体と及

dosimeters （TLDs） should be selected based on the

規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からのび液体の廃棄物の放出プログラムの健全性の妥

most risk-significant locations （e.g., those that have

説明であるかはわかるが、NRC の検査ガイドはわか

当性を立証していることを確認する。

the highest potential for public dose impact）.

りやすい構成となっている。

・現場確認を行う際の視点

INSPECTION GUIDANCE・NRC の検査ガイドでは、根拠となる規則等が示さ
03.02 GPI Implementation

れているほか検査の実施に際し、検査官がより多く所定の頻度での試料採取による放射能測定並び

a. Monitoring results are provided in the licensee’sの情報を得られるように、各種文献を参照している。

に主要ガンマ線放出核種に係る粒子状物質濃度

Annual Radiological Effluent Release Report or the（参照文献例）

測定結果を現場の監視盤で確認する。

Annual Radiological Environmental Operating Report.

・03.01

主排気筒の希ガス濃度常時モニタリング及び

NUREG-1576, “Multi-Agency Radiological Laboratory
03.03 Problem Identification and Resolution

Analytical Protocols Manual” （MARLAP）, issued July
2004.
・03.02
NEI 08-08A, “Generic FSAR Template Guidance for LifeCycle Minimization of Contamination” as implemented indesign features and operational programs.
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連す表１ 関連する施行規則条項
別紙・附属書表２ 関連する技術基準規則条項

Appendix－

表３ 検査要件まとめ表る施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRCの検査ガイドには、記載がない。

*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase）– Risk‐Informed Baseline Inspection Program

2.3.2.27 - 5

2. 3. 2. 28

BR0090 放射線モニタリング設備における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 28-1 にまとめた。
・BR0090 放射線モニタリング設備、改正 1、2021/07/21
・IP71124.05 Radiation Monitoring Instrumentation （03/04/20）
2. 3. 2. 28. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。検査の適用対象（運転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドに IMC のような上位図書はないが、適用対象は、監視領域、検査目的及び検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 28. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイクル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。
2. 3. 2. 28. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令及び検査の位置づけ（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管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置に係る放射線モニタリング設
備の管理状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（放射線上安全な作業環境が確保され、放射性流体や放出物の検出・定量化が行われるように、使用されている放射線監視機器の精度及びオペラビリティが確保されていることの確認など）を記載している。
2. 3. 2. 28. 4 検査要件
NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC
0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更して記載をスリム化した。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。
2. 3. 2. 28. 5 検査手順

2.3.2.28 - 1

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査手順と検査手引きを分けて記載している。NRCの検査ガイドは、General Guidance にサンプル選定に関するガイダンスを記載し、Inspection
requirements において個々の検査要件とともにその Specific Guidance を記載するフォーマッ
トとしている。
2. 3. 2. 28. 6 検査手引
上記検査手順と同様、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査手順と検査手引きを分けて記載しているが、NRC の検査ガイドは、検査手順と検査手引が一体化している。
2. 3. 2. 28. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表「 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、記載がない。

2.3.2.28 - 2

表 2. 3. 2. 28-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（放射線モニタリング設備）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0090_r1-放射線モニタリング設備【ガイド】IP71124.05: Radiation Monitoring Instrumentation

Rev.1: 2021/07/21
項目

－

監視領域

本
文
検査目的

検査要件

両者間の主な相違点（03/04/20）
主な内容

－

項目

主な内容

PROGRAMAPPLICABILITY

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CORNERSTONES
対する放射線安全」
検査分野：「放射線管理」
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。
）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。当該事項は、法 INSPECTION OBJECTIVES
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。

・検査対象
・検査の体制、頻度及びサンプル数

NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC が示されている。検査の適用対象（運IMC 2515 App A
転中実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドに IMC のような上位図書はないが、適用対象は、
監視領域、検査目的及び検査要件から読み取れる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験Public Radiation Safety （33 percent）, Occupational 炉・研究開発炉、燃料サイクル施設、使用を対象にしRadiation Safety （67 percent）ている。NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。

01 To verify that the licensee is ensuring the accuracy
and operability of radiation monitoring instruments thatare used to monitor areas, materials, and workers toensure a radiologically safe work environment anddetect and quantify radioactive process streams andeffluent releases. The instrumentation subject to thisreview includes equipment used to monitor
radiological conditions related to normal plant
operations,
includinganticipatedoperational
occurrences, and conditions resulting from postulated
accidents.
02 To conduct a routine review of problem
identification and resolution activities per Inspection
Procedure （IP） 71152, “Problem Identification and
Resolution.”

INSPECTION BASES

See IMC 0308 Attachment 2

SAMPLE REQUIREMENTS

Table of SAMPLE REQUIREMENTS

2.3.2.28 - 3

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令及び検査の位置づけ（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管理区域への立入制限等、線量等に関する措置及び工場、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能の保全の措置に係る放射線モニタリング設備の管理状況を確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは検査の目的（放射線上安全な作業環境が確保され、放射性流体や放出物の検出・定量化が行われるように、使用されている放射線監視機器の精度及びオペラビリティが確保されていることの確認など）を記載している。

・NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更して記載をスリム化した。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数を記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BR0090_r1-放射線モニタリング設備【ガイド】IP71124.05: Radiation Monitoring Instrumentation

Rev.1: 2021/07/21（03/04/20）

項目

検査手順

主な内容
・検査前準備
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
設定する。
・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、事業者等の活動等を確認する。
（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。）
・問題点の特定と解決に関する確認

項目

主な内容
01 Walkdowns and Observations Sample
Verify, using walkdowns and observations, that aradiation detection instrument in use, or available foruse, can fulfill its intended function.
Specific Guidance
a. Review the list of in-service survey
instrumentation to select a radiation detection
instrument that is available and used to support
operations.
02 Calibration and Testing Program Sample
03 Effluent Monitoring Calibration and Testing
Program Sample

INSPECTIONREQUIREMENTS

・検査前準備に係る留意事項
・検査を実施する上での手引及び関連する留意

GENERAL GUIDANCE

事項

complete the remaining inspection planning and同上inspection.

・現場確認を行う際の視点

別紙・附属書before the onsite effort, as indicated below andfollow-up actions during the onsite aspects of the（1）放射線モニタリング設備の確認

表１ 関連する施行規則条項
表２ 関連する技術基準規則条項
表３ 検査要件まとめ表

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査手順と検査手引きを分けて記載している。NRC の検査ガイド
は、General Guidance にサンプル選定に関するガイダ
ンスを記載し、Inspection requirements において個々の検査要件とともにその Specific Guidance を記載するフォーマットとしている。

To the extent possible, perform in-office preparation（1）放射線モニタリング設備の確認
検査手引き

両者間の主な相違点－－

2.3.2.28 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 関連する施行規則条項」、「表 2 関連する技術基準規則条項」、「表 3 検査要件まとめ表」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、記載がない。

2. 3. 2. 29

BQ0010 品質マネジメントシステムの運用における比較調査の結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて比較調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2. 3. 2. 29-1 にまとめた。
・BQ0010 品質マネジメントシステムの運用、改正 3、2023/05/24
・IP71152 Problem Identification and Resolution （02/26/15）
なお、上記の NRC 検査ガイドの他に、関連性が想定される NRC 検査ガイドについても調査したが、それらは日米比較の観点からは対応するガイドというより部分的に参考になる
程度で、BQ0010 と対比できる部分は殆どなかった。主なものの概略を示す。
・
・IMC2523 NRC
Application of the Reactor Operating Experience Program in NRC Oversight Processes (01/15/21)
は、運転経験情報を規制監督に活用するための組織的な取組要領を示すもので、対応するものではない。運転経験活用は IP71152 に含まれている。
・IP71841 Human Performance (12/12/2000)は、ヒューマン・パフォーマンスに関する根本原因評価と是正処置の妥当性を評価する検査で、直接対比できる部分はない。
・IP88161 CAP Implementation at Fuel Cycle Facilities (07/28/14)は、燃料サイクル施設における CAP の妥当性と有効な実施について検査するもので、部分的な参考情報である。
・IP35710 Quality Assurance Inspection of Software Used ㏌ Nuclear Applications・（01/30/18）は、
デジタル計装用の安全関連ソフトウエアが QA 基準を満たして製作されていることを確認する検査で、直接対比できる部分はない。
・IP40100 Independent Safety Culture Assessment Follow-up・（07/26/18）は NRC による安全文化
独立評価の指摘事項の解決に関するフォローアップ検査で、直接対比できる部分はない。
・IP92720 Corrective Action・（09/28/98）は 2000 年の ROP 導入以前の古い CAP 検査で、内容的には IP71152 に取り込まれている。
2. 3. 2. 29. 1 Program Applicability
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。IMC
は、検査の適用対象・（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用
対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 29. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイクル施設、

2.3.2.29 - 1

使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみを対象にしている。
2. 3. 2. 29. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは根拠法令、検査の位置づけ、及び検査の目的・（業者が QMS 及び核物質防護措置に係る評価・改善を積極的に活用することにより、原子炉等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、問題となる事象の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して、当該不適合の再発を防止できることなどの組織が改善に必要な業務遂行能力を有していることを確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的・（問題の特定、優先度付け、評価、是正に関する是正処置プログラムの有効性を評価など）をシンプルに記載している。
2. 3. 2. 29. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象、検査体制、頻度及びサンプル数をまとめて記載している。NRC の検査ガイドでは、これらの情報はばらばらに記載されており、Inspection Basis でその検査の必要性を、Level of Effort でサンプルの種類（検査対象）を、Resource Estimate で検査時間の目安を示している。
2. 3. 2. 29. 5 検査手順
日米とも、一部を除き、検査項目は共通・（日常観察、半期検査、年次検査）している。安
全文化の側面も検査に含まれる。NRC の検査ガイドでは、さらに 2 年毎のチーム検査を行う。
2. 3. 2. 29. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、インタビューにおける NRC の取組等を参考として紹介している。NRC の検査ガイドからの抽出ではなく、NRC の Allegation に対する調査方法の紹介である。
NRC の検査ガイドでは、2 年毎のチーム検査の中に、検査結果を踏まえて SCWE・（安全を重視する職場環境）問題の有無、すなわち、自由に懸念事項を提起できる職場環境があるかどうかを慎重に評価することが含まれる。そのためのインタビュー質問例が Appendix A に示されている。
2. 3. 2. 29. 7 別紙・付属書

2.3.2.29 - 2

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「表 1 検査で考慮する項目」、「表 2 検査要件まとめ表」、「別紙 1 安全文化の特性」、「附属書 1 安全文化の育成と維持に関するガイド」、「附属
書 2 業務遂行能力に関するガイド」が記載されているが、NRC の検査ガイドには、表・（Table1 – Performance Attributes）、付属書 A（Appendix A – Guidance for Gathering SCWE and PI&R
Insights）の記載がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、表１を NRC の検査ガイドのTable 1 から作成している。

2.3.2.29 - 3

表 2. 3. 2. 29-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（品質マネジメントシステムの運用）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0010_r3-品質マネジメントシステムの運用【ガイド】IP71152: Problem Identification and Resolution

Rev.3：2023/05/24
項目

両者間の主な相違点（02/26/15）
主な内容

項目

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上
位図書の IMC が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成され－－

PROGRAMAPPLICABILITY

IMC 2515 A, 2201 Aているので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はない
が、適用対象は、監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。

監視領域

本
文

検査目的

大分類：
「原子力施設安全」「放射線安全」
「核物
質防護」
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・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」「核物質防護」（実用炉、研究開発
炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」「核物質防護」（貯蔵、管理、埋設、使用）検査分野：「横断」
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「原子炉等規制法」という。）第４条第１項第３号、第13 条第２項第７号、第 23 条第２項第９号、第43 条の３の５第２項第 11 号、第 44 条第２項第９号、第 51 条の２第３項第７号及び第 52 条第２項第 10 号で規定している事項（保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備）について、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（令和２年１月 23 日原子力規制委員会規則第２号。以
下「品質管理基準規則」という。）に規定されている品質マネジメントシステム（以下「QMS」という。
）に基づき、保安活動の計画、実施、評価及び改善等の実施状況を確認する。これらの確認対象とする事業者の活動においては、設計及び工事の計画の認可に係る設計、工事、使用前

PROGRAMAPPLICABILITY

IMC 2515 Appendix A
RISK-INFORMED BASELINE INSPECTION
PROGRAMCORNERSTONESALLINSPECTION OBJECTIVES

01 To evaluate the effectiveness of the licensee’s
corrective action program in identifying, prioritizing
evaluating, and correcting problems.
02 To confirm that licensees are complying with NRC
regulations regarding corrective action programs.
03 To help the NRC gauge supplemental response when
ROP Action Matrix thresholds are crossed.
04 To confirm the licensee’s appropriate use of industry
and NRC operating experience.
05 To evaluate the effectiveness of licensee audits andself-assessments.
06 To confirm licensees have established a safety
conscious work environment.
07 To follow-up on corrective actions for selected
previously identified compliance issues （e.g., noncited violations （NCVs））.
08 To verify that licensees are identifying and placing

2.3.2.29 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイクル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみを対象にしている。

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは根拠法
令、検査の位置づけ、及び検査の目的（業者が QMS
及び核物質防護措置に係る評価・改善を積極的に活用することにより、原子炉等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、問題となる事象の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して、当該不適合の再発を防止できることなどの組織が改善に必要な業務遂行能力を有していることを確認）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（問題の特定、優先度付け、評価、是正に関する是正処置プログラムの有効性を評価など）をシンプルに記載している。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0010_r3-品質マネジメントシステムの運用【ガイド】IP71152: Problem Identification and Resolution

Rev.3：2023/05/24
項目

検査要件

両者間の主な相違点（02/26/15）
主な内容

項目

主な内容

事業者検査等における品質管理に係る活動など
とも関連してくることから、関連する検査運用
ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。
また、原子炉等規制法第 61 条の２の２第１項第３号ロ及び第４号イで規定している事項（核物質防護規定に従って講ずべき措置の実施状況及
び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置の実施状況）について、核物質防護規定に規定されている特定核燃料物質の防護のために必要な措置の定期的な評価及び改善（以下「核物質防護措置に係る評価・改善」という。）に関する活動の実施状況も確認する。
本検査の目的は、事業者が QMS 及び核物質防護措置に係る評価・改善を積極的に活用することにより、原子炉等規制法の目的に影響を及ぼす
おそれのある問題を効果的に検知し、問題となる事象（以下「事象」という。）の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して、当該不適合の再発を防止できることなどの組織が改善に必要な業務遂行能力を有していることを確認することである。また、事業者は、自らの組織で発生した問題や今後顕在化することが想定される問題だけではなく、広く国内外の産業界から得られた知見も踏まえて、改善の機会を逸することなく、問題を特定し対策を講じることにより、問題の未然防止又は再発を防止する活動（以下「PI&R 活動」という。）
を行わなければならない。このため、本検査では、PI&R 活動に着目し、事業者が QMS 及び核物質防護措置に係る評価・改善に従った活動を実施し、問題の特定と解決が適切に行われていることを確認する。
・検査対象
INSPECTION BASIS（1） 保安活動における PI&R 活動の一環として・・是正処置プログ ラム（CAP）の実効性
LEVEL OF EFFORTを評価・・・
・検査の体制、頻度及びサンプル数
RESOURCE ESTIMATE（1） 日常観察potential 10 CFR 21—REPORTING OF DEFECTS
AND NON-COMPLIANCE issues into the Corrective
Action Program （CAP） and appropriately evaluatingthem. [C3]

A fundamental goal of the NRC’s ROP is to establish
confidence that each licensee is effectively detecting,correcting, and preventing problems which could
impact cornerstone objectives.
Completion of this IP is accomplished by conducting

2.3.2.29 - 5

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象、検査体制、頻度及びサンプル数をまとめて記載している。NRC の検査ガイドでは、これらの情報はばらばらに記載されており、Inspection Basis でその検査の必要性を、Level of Effort でサンプルの種類（検査対象）を、Resource Estimate で検査時間の目安を示して

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0010_r3-品質マネジメントシステムの運用【ガイド】IP71152: Problem Identification and Resolution

Rev.3：2023/05/24（02/26/15）

項目

主な内容

項目

主な内容
routine PI&R reviews, semiannual trend reviews, いる。
annual follow-up of selected issues, and biennial teaminspections, as described in Section 71152-02 of this IP.

（2） 半期検査（3） 年次検査

検査手順

両者間の主な相違点

・検査実施（1） 日常観察（2） 半期検査（3） 年次検査

01 Routine Review
02 Semiannual Trend Review
03 Annual Follow-up of Selected Issues
04 Biennial Team Inspection
01 Routine Review
02 Semiannual Trend Review
03 Annual Follow-up of Selected Issues
04 Biennial Team Inspection

INSPECTIONREQUIREMENTS

日米とも、一部を除き、検査項目は共通（日常観察、半期検査、年次検査）している。安全文化の側面も検査に含まれる。NRC の検査ガイドでは、さらに 2 年
毎のチーム検査を行う。

The PI&R inspections should follow a performance-

検査手引き

based approach to the extent possible. Inspectors

・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、インタビ

should evaluate products and results of the licensee’sューにおける NRC の取組等を参考として紹介して・検査の視点corrective action program, including the use ofいる。NRC の検査ガイドからの抽出ではなく、NRC・インタビュー時の留意事項（参考）operating experience, assessments, and audits.

の Allegation に対する調査方法の紹介である。

a．職員等への聴取
b．NRC の取り組み等

INSPECTION GUIDANCE・NRC の検査ガイドでは、2 年毎のチーム検査の中
01 Routine Review.

に、検査結果を踏まえて SCWE（安全を重視する職・年次検査のサンプル選定に関するガイド

02 Semiannual Trend Review

場環境）問題の有無、すなわち、自由に懸念事項を提・検査で考慮する項目及びパフォーマンス特性

03 Annual Follow-up of Selected Issues

起できる職場環境があるかどうかを慎重に評価する

04 Biennial Team Inspection

ことが含まれる。そのためのインタビュー質問例が

05 Sample Selection GuidanceAppendix A に示されている。

06 Performance Attributes
四半期報告書への反映

・日常観察
・半期検査
・年次検査

INSPECTION GUIDANCE

表１ 検査で考慮する項目
表２ 検査要件まとめ表
INSPECTION GUIDANCE
別紙・附属書別紙１安全文化の特性
附属書１安全文化の育成と維持に関するガイド Appendix
附属書２業務遂行能力に関するガイド*1. IMC 0611 Appendix D: Guidance for Problem Identification and Resolution Inspection Reports

07 Documentation Guidance

NRC の検査ガイドでは、2 年毎のチーム検査の場合の報告書記載事項も含まれる。詳細は IMC 0612 App.
D（後に IMC 0611 App. D*1 に変更）参照。

Table 1 – Performance Attributes
Appendix A – Guidance for Gathering SCWE andPI&R Insights

2.3.2.29 - 6

原子力規制庁が用いる検査ガイドは、表１を NRC の検査ガイドの Table 1 から作成している。

2. 3. 2. 30

BQ0050 事象発生時の初動対応における比較調査の結果

この検査ガイドの比較調査では、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRCの検査ガイドを用いて調査をした。比較調査から得られた結果から、原子力規制庁が用いる検査ガイド及び NRC の検査ガイドの主な相違点を整理し、表 2.3.2.30-1 にまとめた。
・BQ0050 事象発生時の初動対応、改正 1、2021/07/21
・IP71153 Follow up of Events and Notices of Enforcement Discretion（12/17/2015）
2. 3. 2. 30. 1

PROGRAM APPLICABILITY

NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC（（IMC2515 Appendix A、
IMC2201 Appendix A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
2. 3. 2. 30. 2 監視領域
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは、実用炉のみを対象としている。
2. 3. 2. 30. 3 検査目的
検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違している。原子力規制庁が用いる検査ガ
イドは、根拠法令及び検査の位置づけ（（事業者から発電用原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。）を記載している。一方、NRC の検査ガイドは、検査の目的（（事故調査チーム等に情報を提供するため、プラントの状態及び緩和措置について、ライセンシーの事象及び劣化状態を評価する等。
）を記載している。
2. 3. 2. 30. 4 検査要件
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、確認要件として、以下の内容を記載している。
・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。

2.3.2.30 - 1

（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）事業者職員のパフォーマンス
（3）事業者の事象報告書等
・検査体制、頻度及びサンプル数
表２の検査要件のまとめ表に示す施設別の検査体制、頻度、サンプル数及び時間が目安である。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
NRC の検査ガイドの（ NSPECTION BASIS」では、管理指令（MD）8.3（ NRC 事故調査
プログラム」に従い、米国原子力規制委員会（NRC）の管理者は、重大な運転上の事象または劣化状態に対する調査対応のレベルに関する決定を行うとの記載がある。
2. 3. 2. 30. 5 検査手順
検査項目の内、事象確認、職員パフォーマンス、事象報告（（LER）は、日米の検査ガイド
とも同じ項目となっているが、NRC の検査ガイドでは、執行裁量に関する通知（NOED：
Notice of Enforcement Discretion）も対象となっている。
2. 3. 2. 30. 6 検査手引
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、附属書 A を、NRC の検査ガイドでは、Appendix
B を参照して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を示しているが、NRC の検査ガイドには、さらに Appendix A（（事象対応と ROP の関係をフロー図で示す）、Appendix C（（イベントのフォローアップを適切行うために、プラントのレスポンスを評価するための具体的データを整理したチェックリスト）を参照している。
また、NRC の検査ガイドには、Event Follow Up において、参照資料として IMC0309（Reactive Inspection Decision Basis for Reactors）、MD8.3 （NRC（
Incident Investigation Program）
を挙げ、これらに基づき重大な運転上の事象に対する適切な NRC の対応を決定するとしている。このほか、Event Follow Up においてフォローアップ検査チームリーダーに対し提供する情報には、IMC 0310 （Components（
within the Cross-cutting Areas）に記載されている安全
文化の構成要素について、指摘された事項が含まれるべきであると記載されている。
2. 3. 2. 30. 7 別紙・付属書
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、以下のものを記載している。
・表 1 関連する施行規則条項、附属書Ａ 事象期間中の検査官による影響の制限：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2.3.2.30 - 2

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。
・表 2 検査要件まとめ表
NRC の検査ガイドでは、下記の 3 つの付属書を付している。
・Appendix A RELATIONSHIP OF EVENT FOLLOW-UP TO REACTOR OVERSIGHT
PROCESS・Appendix B LIMITING NRC IMPACT DURING EVENTS・Appendix C PLANT RESPONSE AND EVENT FOLLOW-UP

2.3.2.30 - 3

表 2.3.2.30-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（事象発生時の初動対応）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0050_r1-事象発生時の初動対応【ガイド】IP71153: Follow up of Events and Notices of Enforcement Discretion

Rev.1：2021/07/21

ベース版（12/17/2015）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位 図 書 の IMC （ IMC2515 Appendix A 、 IMC2201
Appendix A）が示されている。IMC は、検査の適用対

PROGRAM－－*1

象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されて・IMC 2201Appendix A*2いるので、適用対象が分かる。 原子力規制庁が用い・IMC 2515Appendix A

APPLICABILITY

る検査ガイドには、IMC のような上位図書はないが、適用対象は、検査ガイドの監視領域、検査目的、検査要件から読み取れる。
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
監視領域

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」 従業員に対原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用
CORNERSTONES

ALLする放射線安全」

炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、
NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。

検査分野： 横断」
01.01 Evaluate licensee events and degraded conditions

検査目的の記載内容は、日米の検査ガイドで相違しfor plant status and mitigating actions in order toている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、根拠法

provide input in determining the need for an Incident

令及び検査の位置づけ（事業者から発電用原子炉施検査の根拠となる法令類に基づき事業者から発Investigation Team （IIT）, Augmented Inspection

設の運転上の制限を逸脱した等の報告を受けた場合

電用原子炉施設の運転上の制限を逸脱した等のTeam （AIT）, or Special Inspection （SI）.

や担当原子力施設にて法令報告等のトラブルが発生

01.02 Review written LERs.

した場合、当該原子力施設における事業者の対応状

告等のトラブルが発生した場合、当該原子力施

01.03 Review personnel performance during planned

況を確認する。）を記載している。一方、NRC の検査設における事業者の対応状況を確認する。

non-routine plant evolutions and/or contribution to

ガイドは、検査の目的（事故調査チーム等に情報を提unplanned non-routine evolutions, events and transient

供するため、プラントの状態及び緩和措置について、

operations.

ライセンシーの事象及び劣化状態を評価する等。）を01.04 Review granted NOEDs.

記載している。

本文

検査目的

報告を受けた場合や担当原子力施設にて法令報

INSPECTION OBJECTIVE

2.3.2.30 - 4

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0050_r1-事象発生時の初動対応【ガイド】IP71153: Follow up of Events and Notices of Enforcement Discretion

Rev.1：2021/07/21

ベース版（12/17/2015）

項目

主な内容
・対象

項目

主な内容
In accordance with Management Directive（MD）8.3,

INSPECTION BASIS"NRC Incident Investigation Program," U.S. Nuclear

発電用原子炉施設の運転上の制限の逸脱または

Regulatory Commission （NRC） management makes

設備等の故障やその他の不測の事態等の事象発

decisions regarding the level of investigatory response

生時における事業者の対応等について必要に応

for a significant operational event or degraded

じて、以下を確認する。

condition. 等。

（1）発生事象の概要、原子力安全への影響、推確認要件

両者間の主な相違点

・NRC の検査ガイドの NSPECTION BASIS」では、管理指令（MD）8.3 NRC 事故調査プログラム」に従い、米国原子力規制委員会（NRC）の管理者は、重大な運転上の事象または劣化状態に対する調査対応のレベルに関する決定を行うとある。

定原因、該当の保安規定条項 等（2）事業者職員のパフォーマンス
（3）事業者の事象報告書等
・検査体制、頻度及びサンプル数
表２の検査要件のまとめ表に示す施設別の検・原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象、検査体制、頻度、サンプル数及び時間が目安であLEVEL OF EFFORTる。

RESOURCE ESTIMATE

査体制、頻度、サンプル数を記載している。

02.01 Event Follow-Up
・実施内容（1）事象の確認等
検査手順（2）職員のパフォーマンス

02.02 LERs

INSPECTION

02.03 Personnel Performance

REQUIREMENTS

02.04 NOEDs.

（3）事業者の事象報告等

検査項目の内、事象確認、職員パフォーマンス、事象
報告（LER）は日米の検査ガイドとも同じ項目となっているが、NRC の検査ガイドでは、執行裁量に関する通知（NOED：Notice of Enforcement Discretion） も対象となっている。

ベース版（12/17/2015）と最新版（09/16/2020）のについて情報収集、活動や環境の確認、聞き取

主な差分

り、文書による確認を行う。

最新版では LER に加え SER（Security Event Report） －も検査項目となっている。

・検査を実施する上での手引及び関連する留意The staff uses MD 8.3 and Inspection Manual Chapter

・事象の確認等/Event Follow Up では、日米の検査ガ

事項（IMC） 0309, “Reactive Inspection Decision Basis

イドとも検査官は事象の情報を迅速に規制当局の必for Reactors”, to determine the appropriate NRC

要な個所に連絡することとしている。

・検査官の初動対応
a. 検査官は第１報をできるだけ早く本庁関係部
検査手引

署に連絡するとともに発生事象の内容、原子力

INSPECTION GUIDANCE

response to a significant operational event.
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、附属書 A

安全への影響、該当する保安規定条項等を確認

Specific Guidance

を、NRC の検査ガイドでは Appendix B を参照して事

し、本庁への情報提供を行う。等

03.01 Event Follow Up

象発生期間に検査官が事業者に及ぼす影響を制限す・Information should include any issues noted with

ることについてのガイダンスを示しているが、NRC

components of safety culture as described in IMC 0310,の検査ガイドではさらに Appendix A（事象対応と・職員のパフォーマンス
検査官は職員のパフォーマンスを直接観察する

2.3.2.30 - 5

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BQ0050_r1-事象発生時の初動対応【ガイド】IP71153: Follow up of Events and Notices of Enforcement Discretion

Rev.1：2021/07/21

ベース版（12/17/2015）

項目

主な内容

項目

両者間の主な相違点

主な内容ことはなく、プラント状態が安定した後に、その“Components within the Cross-cutting Areas.”

ROP の関係をフロー図で示す）、Appendix C（イベ

出来事と職員の対応を確認する。附属書 A に検03.02 LERs.

ントのフォローアップを適切に行うために、プラン査官が事業者に及ぼす影響を制限することにつ

Review written LERs

トのレスポンスを評価するための具体的データを整いてのガイダンスを示す。

03.03 Personnel Performance.

理したチェックリスト）を参照している。

This inspectable area is intended to review personnel＊検査官が検査に係る手順や検査をもれなく実施すa. 事業者の評価が事象を正確に捉えているか、

performance which contributed to off-normal andるための支援ツールとして図、表（チェックリスト）

推定原因、人的要因等が検討されているかを確transient conditions, as well as operator response toを用いることが推奨される。

認し、本庁関係部署（実用炉監視部門）に提供す

these conditions.

・NRC の検査ガイドでは Event Follow Up においてる。等

03.04 NOEDs.

IMC0309 （ Reactive Inspection Decision Basis for・検査を実施する際の注意事項

MC 0410 “Notices of Enforcement Discretion,”

Reactors）、MD8.3（NRC Incident Investigation Program）

緊急時の対応となるため、職員や協力企業作業

Regulatory Issue Summary 2005-001, “Changes toに基づき重大な運転上の事象に対する適切な NRC員等の活動を阻害する行為、特に聞き取り調査

Notice of Enforcement Discretion （NOED） Process の対応を決定するとしている。

等には十分配慮する必要がある。

and Staff Guidance,”・事業者の事象報告書等

・NRC の検査ガイドでは Event Follow Up においてフォローアップ検査チームリーダーに対し提供する情報には、IMC 0310 （Components within the Crosscutting Areas）に記載されている安全文化の構成要素について指摘された事項が含まれるべきであると記載されている。

別紙・附属書表１ 関連する施行規則条項

Appendix A

附属書Ａ 事象期間中の検査官による影響の制

RELATIONSHIP OF EVENT FOLLOW-UP TO

限：検査官には、事業者にできるだけ影響を及ぼ

REACTOR OVERSIGHT PROCESS

さないように監視と評価を行うこと、同時Appendix

Appendix Bに、検査官の評価が適時で正確であることを確

LIMITING NRC IMPACT DURING EVENTS

実にすることが求められる。

Appendix C

表２ 検査要件まとめ表

PLANT RESPONSE AND EVENT FOLLOW-UP*1 IMC 2515 Appendix A: Light Water Reactor Inspection Program （Operations Phase） – Risk‐Informed Baseline Inspection Program*2 IMC 2201 Appendix A: Security Inspection Program for Operating Commercial Nuclear Power Reactors－Security Baseline Inspection Program

2.3.2.30 - 6

日米の検査ガイドともに別紙・附属書を記載している。

2. 3. 2. 31

BZ2010 非該当使用者等における比較調査の結果

BZ2010 非該当使用者等について、次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRCの検査ガイドを用いて調査をした。それぞれの検査ガイドの内容等を調査、確認した結果、
BM0110 作業管理という検査ガイドに対応し、比較できるような NRC の検査ガイドは見当たらなかった。全く関連性がないとは言い切れないが、両者間での比較可能性がなく、NRCの検査ガイドのいずれも原子力規制庁が用いる検査ガイドに対応した検査ガイドではないことが分かった。
・BZ2010 非該当使用者等、改正 3、2023/05/24
・IP83890 Closeout Inspection and Survey
・IP84900 Low-Level Radioactive Waste Storage
なお、上記の日米の検査ガイドについて、調査、確認した内容の概要を総括すると、次のとおりである。
原子力規制庁が用いる検査ガイドの「非該当使用者」は、「原子炉等規制法第「52 条第１項の許可を受けた者のうち核原料 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 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。
） 及び核原料物質の使用の届出をした者」に該当する。このガイドでは、（1）非該当使用者が講じる保安のための必要な措置の実施状況、「（2）核原料物質使用者「の使用に関する技術基準への適合性、（「 3）廃止措置の終了を検査する。
（「 1）では、核燃料物
質使用者が講じる措置を重視することを求めている。
NRC の 2 つの検査ガイドのうち１つは、核燃料物質を扱う施設の廃止措置の終了を検査するガイドである。原子力規制庁が用いる検査ガイドの （「 3）に対応する。ただし、内容的には、原子力規制庁が用いる検査ガイドは別紙３に法令の要件と確認すべき図書の一覧を記載しているのみで、これに関する具体的な検査内容の説明はない。NRC の検査ガイドは廃止措置の終了の検査について詳細に記載している。大枠は対応しているが詳細は対応していない。
もう 1 つは、低レベル放射性廃棄物「（LLRW）貯蔵施設の検査ガイドである。原子力規制庁が用いる検査ガイドの「（1）と「（2）で廃棄物貯蔵・保管に触れているので関連性がないとは言えないが、原子力規制庁が用いる検査ガイドには LLRW に特化した内容の記載がない
ので、対応するとはいいにくい。
また、原子力規制庁が用いる検査ガイドの非該当使用者に対応する部分は、NRC の検査
ガイドに直接対応するものが見当たらない。

2.3.2.31 - 1

表 2. 3. 2. 31-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（非該当使用者等）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BZ2010_r3-非該当使用者等【ガイド】－

両者間の主な相違点

Rev.3: 2023/05/24
項目

－

監視領域

本

検査目的

文

検査要件

検査手順

主な内容

項目

主な内容

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

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」
検査分野：「施設管理」「運転管理」「放射線管理」「防災・非常時対応」
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の規定に基づき、法第 52 条第１項の許可を受けた者のうち核原料物質、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号ハで規定されている事項（廃止措置計画）の実
施状況を確認する。
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」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）に係る実施状況を確認する。
・検査対象
核燃料物質又は核原料物質の使用の場所に係る事
務所又は工場若しくは事業所に立ち入り、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。
・検査体制、頻度及びサンプル数
・検査前準備・検査実施（1） 検査項目
別紙１「非該当使用者に係る確認項目等」

2.3.2.31 - 2

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】BZ2010_r3-非該当使用者等【ガイド】－

両者間の主な相違点

Rev.3: 2023/05/24
項目

主な内容

項目

主な内容

－

－

－

－

別紙２「核原料物質使用者に係る確認項目等」
別紙３「廃止措置の終了の確認に係る基準」
・問題点の特定と解決に関する確認
・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
検査手引

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。

別紙・附属書・現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点
表１核燃料物質の使用等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
表３検査要件まとめ表
別紙１非該当使用者に係る検査確認項目等
別紙２核原料物質使用者に係る検査確認項目等
別紙３廃止措置の終了の確認に係る基準

2.3.2.31 - 3－

2. 3. 2. 32

10 CFR Part 21 報告要件に関する検査ガイドの調査結果

次に示す原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを用いて調査をした。
調査から得られた結果の概要を以下に示す。整理した結果を表 2.3.2.32-1 にまとめた。
・IP36100 Inspections of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects and Noncompliance（02/10/23）
・関連資料：
1. Regulatory Guide（RG）1.234, "Evaluating Deviations and Reporting Defects andNoncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines for Implementation of 10 CFR Part 21 Reporting of Defects
and Noncompliance, February 2016
10 CFR 21「欠陥及び不適合の報告」は、納品された「基本機器（Basic Component）」（安
全機能に影響を与える可能性がある重要な SSC）に欠陥があることが分かった場合、それを把握したベンダーや事業者は、遅滞なくそれを NRC 及びその欠陥及び／又は不適合によって影響を受ける可能性がある他のすべての事業者等に、Part 21 報告として報告することを義務付けている。この 10 CFR Part 21 に関する検査ガイドは、原子力規制庁が用いる検査ガ
イドの中で現在対応するような検査ガイドが見当たらなかった。NRC は、基本機器納入業
者及び事業者がこのような報告を行うための適切なプログラムを有しており、そのプログ
ラムを適切に実行していることを確認する検査を行う。日本のベンダーが米国原子力発電所に納品する基本機器（（例えば、SG、炉容器）を製造している場合、日本のベンダーも Part
21 要件への適合を求められ、NRC が日本に来て、ベンダー検査の一環としてこの検査を行うことがある。実際、そのような例があったようである。
関連文書のうち、NEI ガイダンスは、Part 21 報告要件に適合するたすための具体的なガイダンスを示したものである。RG 1.234 は、Part 21 要件及びその背景を説明し、NEI ガイダ
ンス（NEI 14-09）をエンドースしている。
2. 3. 2. 32. 1 Program Applicability
この NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象としており、実用炉に関する建設段階の検査（IMC 2501、2502、2508）、ベンダー検査（IMC 2507）、並びに特別及び低頻度検査（IMC
2515 Appendix C）の各検査プログラムで使用される。定期的な検査ではなく、必要に応じて実施される検査である。
2. 3. 2. 32. 2 監視領域

2.3.2.32 - 1

監視領域は、原子炉安全に関わる全ての Cornerstones に関係する範囲としている。
2. 3. 2. 32. 3 検査目的
検査の目的は、事業体（（申請者、事業者及び基本機器サプライヤー）が、重大な安全ハザード（Substantial Safety Hazard：SSH）に関わる欠陥及び不適合の報告に関する 10 CFR Part
21 の要件を有効に実施するプログラムを確立し、実施していることの確認である。
2. 3. 2. 32. 4 検査要件
検査要件は、正味検査時間の目安は 40 時間である。
2. 3. 2. 32. 5 検査手順
次の 5 つの側面を検査で確認する。
01.事業体は、逸脱及び不適合の評価要件（（10CFR21.21（（a）（1））を有効に実行している。
02.事業体は、SSH に関わる逸脱及び不適合を特定した場合に NRC 又は影響を受ける顧客への通知責任がある責任者又は担当幹部に関する要件（（10CFR21.21（（d））を実行している。
03.事業体は、基本機器の調達文書の中で Part 21 の適用について明記する要件（（10CFR21.31）
を実行している。
04.事業体は、記録の保持要件（10CFR21.51）を実行している。
05.事業体は、掲示要件（10CFR21.6）を実行している。
2. 3. 2. 32. 6 検査手引
下記ガイダンスの他、Program Applicability に記載されているうち、該当する IMC を参照
する。
01. 次のことを行い、逸脱及び不適合の評価のコントロールについて確認する
a. 事業体の Part 21 プログラムをレビューし、該当手順書に次が含まれることを確認する。
1. 逸脱及び不適合の分析方策。模造品・偽造品は逸脱とみなされる。
2. 発見後 60 日以内に評価を完了できない場合に中間報告を作成及び提出する方策。
3. 評価した逸脱又は不適合が、是正しないままの場合に SSH を生じる恐れがあるかどうかを判断する方策。
4. 逸脱又は不適合の評価完了から 5 営業日以内に事業体の責任者又は担当幹部に伝達

2.3.2.32 - 2

されることが確実な方策。
02. 次のことを行い、事業体が、SSH に関わる逸脱又は不適合を NRC に通知する責任者又は担当幹部に関する要件を実行していることを確認する。
03. 基本機器の調達文書のサンプルを選定し、Part 21 要件の適用について明記する要件を実行していることを確認する。
04. 次のことを行い、記録保持要件を実行していることを確認する。（詳細省略）
05. 次のことを行い、掲示要件が実行されていることを確認する。（詳細省略）
2. 3. 2. 32. 7 別紙・付属書
別紙・付属書について、NRC の検査ガイドに記載がない。

2.3.2.32 - 3

表 2. 3. 2. 32-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（10 CFR Part 21 報告要件の実施確認）
NRC の検査ガイド【ガイド】IP 36100: Inspection of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects and Noncompliance（02/10/23）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

関連資料：【ガイド】－

両者間の主な相違点

1. Regulatory Guide（RG）1.234, "Evaluating Deviations and Reporting Defects and Noncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines for Implementation of 10 CFR Part 21 Reporting of Defects andNoncompliance, February 2016

項目

主な内容

項目

主な内容
NRC の検査ガイドは、個々の検査ガイドが属する
上位図書 IMC が示されている。検査の適用対象が－－PROGRAM APPLICABILITY

*1

*2

*3

*4

IMC 2501 , IMC 2502 , IMC 2507 , IMC 2508 , and IMC 2515 C*5分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉の建設、ベンダー検査、特別及び低頻度検査で使用され
る。

監視領域

－

CORNERSTONES

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

NRC の検査ガイドのコーナーストーンは、起因事
象、緩和系、バリアー健全性を記載している。

To verify that applicants and holders of a certified design, an early site
permit （ESP）, or applicants and holders of combined license（COL） under Title 10 of the Code of Federal Regulations （10

本

検査目的

－

INSPECTION OBJECTIVE

文

CFR） Part 52, “Licenses, Certifications, and Approvals for Nuclear

検査の目的は、事業体（申請者、事業者及び基本機

Power Plants,” as well as licensees under 10 CFR Part 50, “Domestic

器サプライヤー）が、重大な安全ハザード（SSH）

Licensing of Production and Utilization Facilities,” and suppliers ofに関わる欠陥及び不適合の報告に関する 10 CFR Part

basic components （hereafter referred to collectively as:“entities”）

21 の要件を有効に実施するプログラムを確立していhave established a program to effectively implement the requirements of

ることの確認である。

10 CFR Part 21 “Reporting of Defects and Noncompliance,” forreporting defects and failures to comply associated with a substantial
safety hazard （SSH）.
検査要件

検査手順

－

－

RESOURCE ESTIMATEINSPECTION REQUIREMENTS

Inspection resources necessary to complete this inspection procedure are
estimated to be 40 hours of direct inspection effort.

正味検査時間の目安は、40 時間である。

01 Verify that the entity has effectively implemented the requirements of

次の 5 つの側面を検査で確認する。

10 CFR 21.21（a）（1） for evaluating deviations and failures to01.事業体は、逸脱及び不適合の評価要件

comply.

（10CFR21.21（a）（1））を有効に実行している。

02 Verify that the entity has implemented the requirements of 10 CFR

02.事業体は、SSH に関わる逸脱及び不適合を特定21.21（d） regarding directors or responsible officers notifying NRC or

した場合に NRC 又は影響を受ける顧客への通知責

informing affected customers （when applicable） of identified defects

任がある責任者又は担当幹部に関する要件

2.3.2.32 - 4

NRC の検査ガイド【ガイド】IP 36100: Inspection of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects and Noncompliance（02/10/23）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

関連資料：【ガイド】－

両者間の主な相違点

1. Regulatory Guide（RG）1.234, "Evaluating Deviations and Reporting Defects and Noncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines for Implementation of 10 CFR Part 21 Reporting of Defects andNoncompliance, February 2016

項目

主な内容

項目

主な内容
or failures to comply associated with a SSH.

（10CFR21.21（d））を実行している。

03 Verify that the entity has implemented the requirements of 10 CFR

03.事業体は、基本機器の調達文書の中で Part 21 の21.31 regarding specifying the applicability of 10 CFR Part 21 in

適用について明記する要件（10CFR21.31）を実行しprocurement documents for basic components.

ている。

04 Verify that the entity has implemented the requirements of 10 CFR

04.事業体は、記録の保持要件（10CFR21.51）を実

21.51 regarding maintenance of records.

行している。

05 Verify that the entity has implemented the posting requirements of 1005.事業体は、掲示要件（10CFR21.6）を実行していCFR 21.6.

る。

The applicable inspection manual chapter will be followed for additional

下記ガイダンスの他、該当する IMC を参照する。

guidance.

01.次のことを行い、逸脱及び不適合の評価のコント

01 Verify the controls for the evaluation of deviations and failures to

ロールについて確認する：

comply as required in 10 CFR 21.21（a） by performing the following:a. The inspector should review the entity’s Part 21 program and verify
the applicable procedure（s） include the following:
1. Measures for the analysis of a deviation or failure to comply.
Counterfeit and fraudulent items are considered to be deviations.
Counterfeit items are those that are intentionally manufactured or altered
検査手引き

－

INSPECTION GUIDANCE

to imitate a legitimate product without the legal right to do so.

a. 事業体の Paet 21 プログラムをレビューし、該当手順書に次が含まれることを確認する：
1.逸脱及び不適合の分析方策。模造品・偽造品は逸脱とみなされる。
2.発見後 60 日以内に評価を完了できない場合に中間報告を作成及び提出する方策。
3.評価した逸脱又は不適合が、是正しないままの

Fraudulent items are those that are intentionally misrepresented with the

場合に SSH を生じる恐れがあるかどうかを判断す

intent to deceive.

る方策。

2. Measures to ensure an interim report is prepared and submitted to the

4.逸脱又は不適合の評価完了から 5 営業日以内にCommission within 60 days if the evaluation cannot be completed within

事業体の責任者又は担当幹部に伝達されることが確60 days from discovery. The interim report should include a description

実な方策。

of the deviation or failure to comply being evaluated and should state

02.次のことを行い、事業体が、SSH に関わる逸脱

when the evaluation will be completed.

又は不適合を NRC に通知する責任者又は担当幹部

3. Measures to determine whether the evaluated deviation or failure toに関する要件を実行していることを確認する：

comply could create a SSH if it were to remain uncorrected.

03.基本機器の調達文書のサンプルを選定し、part 21

4. Measures to ensure the entity’s director or responsible officer is

要件の適用について明記する要件を実行しているこ

2.3.2.32 - 5

NRC の検査ガイド【ガイド】IP 36100: Inspection of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects and Noncompliance（02/10/23）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

関連資料：【ガイド】－

両者間の主な相違点

1. Regulatory Guide（RG）1.234, "Evaluating Deviations and Reporting Defects and Noncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines for Implementation of 10 CFR Part 21 Reporting of Defects andNoncompliance, February 2016

項目

主な内容

項目

主な内容
informed within 5 working days after completion of the evaluation of theとを確認する。

deviation or failure to comply.

04.次のことを行い、記録保持要件を実行しているこ・・・とを確認する。

02 Verify that the entity has implemented the requirements of 10 CFR

05.次のことを行い、掲示要件が実行されていること

21.21（d） regarding directors or responsible officers notifying NRC ofを確認する。

identified defects or failures to comply associated with a SSH byperforming the following:
03 Verify the implementation of procurement document controls as
required in 10 CFR 21.31 by selecting a sample of procurement
documents for basic components and verifying that each procurement
document specifies the applicability of 10 CFR Part 21.
04 Verify the implementation of record controls as required in 10 CFRPart 21.51 by performing the following:
05 Verify posting requirements of 10 CFR 21.6 by performing thefollowing:
別紙・附属書－－－－*1 IMC 2501 Construction Inspection Program: Early Site Permit （ESP）*2 IMC 2502 Construction Inspection Program: Pre-Combined License （Pre-COL） Phase*3 IMC 2507 Vendor Inspections*4 IMC 2508 Construction Inspection Program: Design Certification*5 IMC 2515 Appendix C Special and Infrequently Performed Inspections

2.3.2.32 - 6

2. 3. 2. 33 一般産業用工業品等採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）に関する検査ガイドの調査結果
次に示す NRC の検査ガイドを調査した。NRC の検査ガイドの概要を整理し、表 2. 3. 2.
33-1 にまとめた。
・IP43004 Inspection of Commercial-Grade Dedication Programs（02/10/23）

・関連資料：
1. Regulatory Guide（RG）1.164 Dedication of Commercial-Grade Items for use ㏌
Nuclear Power Plants
2. RG 1.2.3.2.1 Acceptance of Commercial-grade Design and Analysis Computer Programs
used in Safety-Related Applications for Nuclear Power Plants
3. EPRI NP-5652 and TR-102260, Revision 1 Plant Engineering: Guideline for the
Acceptance of Commercial-Grade Items in Nuclear Safety-Related Applications, Final
Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1 Plant Engineering: Guideline for the Acceptance ofCommercial-Grade Design and Analysis Computer Programs Used in Nuclear SafetyRelated Applications, Final Report, December 2013
また、次の日本の技術ガイドラインを参照した。
・原-7709「一般産業用工業品採用ガイドライン」、2023 年（令和 5 年） 10 月 27
日 改正（第 1 回）日本電機工業会（原子力品質保証特別委員会、原子力品質保証規
程対応 WG）
日本の技術ガイドラインは、EPRI のガイドライン（（関連資料 3）に基づいて作成された。
このガイドラインでは、Commercial Grade Dedication（CGD）を「一般産業用工業品採用」と呼び、CGD を次のように説明している：「原子力施設向けに設計・開発・製造されていな
い工業品を原子力施設の一部として使用するために、耐久性・耐放射線性・耐震性等の環境条件も考慮し、それら工業品の使用が原子力安全に影響を及ぼすリスクを小さくすることを、その工業品の供給者が保証する代わりに、購入者が技術的に評価を行うことにより確認するものである」。
CGD の一般的なプロセスは、図 2. 3. 2. 33-1 のとおりである。これは、EPRI ガイドラインの図に基づいている。
米国の CGD の歴史は長い。その背景と現状について、RG（関連資料 1、2）では、1980年代から産業界のガイドライン作成が始まったこと、偽造品及び不正に販売された製品にも関わること、1990 年代初めに NRC が一連の検査を行い CGD プログラムの弱点が見いだ

2.3.2.33 - 1

されたこと、CGD による一般産業用工業品の使用は増加し続けていること、などを記載している。また、1990 年代に計装制御系のデジタル化推進動向があり、設計・解析コンピュ
ータプログラムも CGD の対象となったことを記載している。このような経緯で、RG 及び
EPRI ガイドラインは、これら 2 種類に分けて作成されている（（関連資料 3、4）
。RG は EPRI
ガイドラインをエンドースしている。
CGD について、NRC は、事業者が適切な CGD プログラムを作成し、それを適切なプロ
セスに従って実行していることを検査で確認する。適切かどうかの判断基準は、安全関連設
備の品質保証を要求する 10 CFR 50 App. B: Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants
and Fuel Reprocessing Plants である。

図 2. 3. 2. 33-1
表 2. 3. 2. 33

一般産業用工業品を採用するまでの全体プロセス

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（Commercial Grade Dedication に関する検査）に調査結果を示す。主な内容は以下のとおりである。
2. 3. 2. 33. 1 Program Applicability
この NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象としている。具体的には、実用炉に関する建設段階検査プログラム（IMC 2504）、ベンダー検査プログラム（IMC 2507）、特別及び低頻2.3.2.33 - 2

度検査プログラム（IMC 2515 App. C）で使用される。
2. 3. 2. 33. 2 監視領域
原子炉安全に関わる全ての Cornerstones に関係する。
2. 3. 2. 33. 3 検査目的
検査の目的は、次のとおり。
01. 10 CFR 21「欠陥・不適合報告」要件に従って基本機器として使用する一般産業用製品（CGIs）の調達及び受け入れに関して、原子力用途採用検証（CGD）を行う事業体（製造者、第三者の CGD 事業体、事業者）の CGD プログラムが品質保証要件（（10 CFR
50 App. B）に適合していることを確認する。
02. CGIs の CGD を行う事業体のプロセスが、実施状況を踏まえて、10 CFR 50 App. B の該当箇所に適合しており、CGIs が意図した安全機能を発揮することを合理的に保証することを確認する。
（注）日本の技術ガイドラインでは、CGD を一般産業用工業品採用としているが、設計・解析コンピュータプログラムの採用が含まれていない。NRC では両方含めているため、
ここでは両方を含めて「原子力用途採用検証」と仮称する。
2. 3. 2. 33. 4 検査要件
正味検査時間の目安は 160 時間である。
2. 3. 2. 33. 5 検査手順
検査により、次の確認及び評価・分析を行う。
01. CGD を行う事業体が、対象となる製品又はサービスの技術的評価に関して適切な管理方策を確立していることを確認する。10 CFR 50 B の Criterion III「設計管理」に基づ
き、材料、部品、設備、プロセスなどの適用が妥当かレビューする。
02. CGD を行う事業体が、10 CFR 50 B の Criterion VII「調達した設備、材料、サービスの管理」に基づき、CGI 受け入れの適切な管理方策を確立していることを確認する。
03. CGD を行う事業体が、原子力用途採用のための計画を適切に作成及び実施していることを確認する。
04. 第三者により CGD された調達品の受け入れについて、適切な管理方策が存在することを確認する。

2.3.2.33 - 3

05. 故障した一般産業用工業品採用された CGI について、評価及び分析を行う。
2. 3. 2. 33. 6 検査手引
検査手順の 01～05 に対する詳細ガイダンスを示すとともに、06 として用語の定義を追加している。次の 15 個の用語が定義されている。
・基本機器
・適合証明
・証明済み材料試験報告（CMTR）
・一般産業用工業品
・一般産業用調査・原子力用途採用検証パッケージ・重要な特性・原子力用途採用検証を行う事業体
・原子力用途採用検証
・偽造品、不正に販売された製品、及び疑わしい製品（CFSI）
・工学的判断・同等品の交換
・調達文書
・供給元での検証
・トレーサビリティ
2. 3. 2. 33. 7 別紙・付属書
NRC の検査ガイドに、次の Appendix の記載がある。
・Appendix A: Dedication Issues
・Appendix B: Contents of Dedication Packages
Appendix A は、様々な Dedication Issues を示している。Appendix B は、事業者が作成する様々な Dedication Documents に含めるべき内容を列挙している。

2.3.2.33 - 4

表 2. 3. 2. 33-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（一般産業用工業品等採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）の実施確認）
NRC の検査ガイド【ガイド】IP 43004: Inspection of Commercial-Grade Dedication Programs（02/10/23）
関連資料：

原子力規制庁が用いる検査ガイド

1. Regulatory Guide （RG） 1.164: Dedication of Commercial-Grade Items for use ㏌ Nuclear Power Plants【ガイド】－

2. RG 1.231: Acceptance of Commercial-grade Design and Analysis Computer Programs used in Safety-Related

両者間の主な相違点

Applications for Nuclear Power Plants
3. EPRI NP-5652 and TR-102260, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of CommercialGrade Items in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of Commercial-Grade Design andAnalysis Computer Programs Used in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, December 2013
項目

本

主な内容

項目

主な内容

－

－

Program Applicability

IMC 2504*1, IMC 2507*2, IMC 2515 C*3

監視領域

－

CORNERSTONES

Initiating Events, Mitigating Systems, Barrier Integrity

INSPECTION OBJECTIVE

01 To verify that the dedicating entity’s commercial-grade dedication
program satisfies the requirements of Appendix B, “Quality Assurance
Program Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants
to Title 10 of the Code of Federal Regulations （10 CFR） Part 50,“Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities,” withregard to the procurement and acceptance of commercial-grade items（CGIs） for use as basic components in accordance with 10 CFR Part21, “Reporting of Defects and Noncompliance.”
02 To verify that the dedicating entity’s process for dedicating CGIs, as
implemented, meets the applicable portions of Appendix B to 10 CFR Part
50 and provides reasonable assurance that CGIs will perform theirintended safety function.

検査目的

－

文

検査要件

検査手順

－

－

・NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。
・この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する建設段階検査、ベンダー検査、特別及び低頻度検査で使用される。

検査の目的は、次の通り。
01. 10 CFR 21「欠陥・不適合報告」要件に従って基本機器として使用する一般産業用工業品（CGIs）の調達及び受け入れに関して、原子力用途採用検証を行う事業体（製造者、第三者の原子力用途採用検証事業
体、事業者）の一般産業用工業品原子力用途採用検証プログラムが品
質保証要件（10 CFR 50 App. B）に適合していることを確認する。
02. CGIs の原子力用途採用検証を行う事業体のプロセスが、実施状況を踏まえて、10 CFR 50 App. B の該当箇所に適合しており、CGIs が意図した安全機能を発揮することを合理的に保証することを確認する。
（注）Dedication は、一般産業用製品を特定用途に採用するための検証プ
ロセスであるが、ここでは「原子力用途採用検証」とする。

RESOURCE ESTIMATE

Inspection resources necessary to complete this inspection procedure are
estimated to be 160 hours of direct inspection per facility

正味検査時間の目安は 160 時間である。

INSPECTION REQUIREMENTS

01 Verify that the dedicating entity has established adequate controls for
performing technical evaluations of items or services to be dedicated. This
includes the review of materials, parts, equipment, and processes forsuitability of application as established in Criterion III, “Design Control,”of Appendix B to 10 CFR Part 50.

01. 原子力用途採用検証を行う事業体が対象となる製品又はサービスの技術的評価に関して適切な管理方策を確立していることを確認する。
10 CFR 50 B の Criterion III「設計管理」に基づき、材料、部品、設備、プロセスなどの適用が妥当かレビューする。
02. 原子力用途採用検証を行う事業体が 10 CFR 50 B の Criterion VII「調2.3.2.33 - 5

NRC の検査ガイド【ガイド】IP 43004: Inspection of Commercial-Grade Dedication Programs（02/10/23）
関連資料：
原子力規制庁が用いる検査ガイド

1. Regulatory Guide （RG） 1.164: Dedication of Commercial-Grade Items for use ㏌ Nuclear Power Plants【ガイド】－

2. RG 1.231: Acceptance of Commercial-grade Design and Analysis Computer Programs used in Safety-Related

両者間の主な相違点

Applications for Nuclear Power Plants
3. EPRI NP-5652 and TR-102260, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of CommercialGrade Items in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of Commercial-Grade Design andAnalysis Computer Programs Used in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, December 2013
項目

主な内容

項目

主な内容
02 Verify that the dedicating entity has established adequate controls for theacceptance of a CGI using the criteria established in Criterion VII,
“Control of Purchased Equipment, Materials, and Services” of Appendix
B to 10 CFR Part 50.
03 Verify that the dedicating entity has properly developed and implemented
a plan for commercial-grade dedications.
04 Verify that there are adequate controls for the acceptance of items
procured that were dedicated by a third party.
05 Evaluate and assess failed dedicated CGI.
The inspector should verify that the entity inspected has a dedication
program that meets the applicable portions of Appendix B to 10 CFR Part
50 and 10 CFR Part 21.
01 Verify that the dedicating entity has established adequate controls for thetechnical evaluation of the items or services to be dedicated.

検査手引き

－

INSPECTION GUIDANCE

02 Verify that the dedicating entity inspected has established adequate
controls for the acceptance of a CGI. The following are the four acceptancemethods:
03 Review a representative sample of dedication packages to assess whether
procedures for dedication activities have been adequately planned andimplemented.
04 Review a representative sample of procurement documents for items
dedicated by a third party.
05 Inspection of failed dedicated CGI
06 Definitions.
a. Basic componentb. Certificate of Compliancec. Certified Material Test Report （CMTR）
d. Commercial-grade iteme. Commercial-grade survey
f. Commercial-grade dedication package
g. Critical characteristich. Dedicating entity
i. Dedication

2.3.2.33 - 6達した設備、材料、サービスの管理」に基づき、CGI 受け入れの適切な管理方策を確立していることを確認する。
03. 原子力用途採用検証を行う事業体が原子力用途採用検証のための計画を適切に作成及び実施していることを確認する。
04. 第三者により原子力用途採用検証された調達品の受け入れについて
適切な管理方策が存在することを確認する。
05. 故障した原子力用途採用検証された CGI について、評価及び分析を行う。

上記 01～05 の検査項目に対する詳細なガイダンスを示している。また、
06 として用語の定義を追加し、次の 15 個の定義を示している。
・基本機器
・適合証明
・証明済み材料試験報告（CMTR）
・一般産業用工業品
・一般産業用調査・原子力用途採用検証パッケージ・重要な特性・原子力用途採用検証を行う事業体
・原子力用途採用検証
・偽造品、詐欺品、及び疑わしい製品（CFSI）
・工学的判断・同等品の交換
・調達文書
・供給元での検証
・トレーサビリティ

NRC の検査ガイド【ガイド】IP 43004: Inspection of Commercial-Grade Dedication Programs（02/10/23）
関連資料：
原子力規制庁が用いる検査ガイド

1. Regulatory Guide （RG） 1.164: Dedication of Commercial-Grade Items for use ㏌ Nuclear Power Plants【ガイド】－

2. RG 1.231: Acceptance of Commercial-grade Design and Analysis Computer Programs used in Safety-Related

両者間の主な相違点

Applications for Nuclear Power Plants
3. EPRI NP-5652 and TR-102260, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of CommercialGrade Items in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance of Commercial-Grade Design andAnalysis Computer Programs Used in Nuclear Safety-Related Applications, Final Report, December 2013
項目

主な内容

項目

主な内容
j. Counterfeit, Fraudulent, and Suspect items （CFSI）
k. Engineering Judgmentl. Like-for-like Replacementm. Procurement Document
n. Source Verificationo. Traceability

別紙・附属書－Appendices

Appendix A: Dedication Issues
Appendix B: Contents of Dedication Packages*1 IMC 2504 Construction Inspection Program: Inspection of Construction and Operational Programs*2 IMC 2507 Vendor Inspections*3 IMC 2515 Appendix C: Special and Infrequently Performed Inspections

2.3.2.33 - 7

Appendix A には、様々な Dedication Issues が示されている。Appendix Bには、事業者が作成する様々な Dedication Documents に含めるべき内容が列挙されている。

2. 3. 2. 34

運転認可更新（LR：License Renewal）に関する検査ガイドの調査結果

次に示す NRC の検査ガイドを調査した。NRC の検査ガイドの概要を整理し、表 2. 3. 2.
34-1 にまとめた。
・IP71002 License Renewal Inspection （06/26/23）
・関連文書 IMC 2516: Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program
1 回目の運転認可更新（（License Renewal（：LR）は、実用炉の運転期間を 40 年から 60 年に20 年間延長する規制プロセスである。さらに 60 年から 80 年に延長する場合は、2 回目の運転認可更新（Subsequent License Renewal：SLR）という。
NRC は、LR に関する検査を次に分けて実施する。
・LR に関する検査（IP 71002）
・LR 承認後のサイト検査（IP 71003）（2.3.35 参照）
・LR 適正申請時サイト検査（IP 71013）（2.3.36 参照）
IP 71002 は、LR 申請書の審査中に行われる。IP 71003 は、LR の承認を受けた後であって、運転延長期間（（Period of Extended Operation（：PEO）に入る前及び入ってから行われる。IP 71013
は、現行認可期限の終了前及び後に行われる。これは、現行認可期限が終了する前に LR の承認が降りない見込みとなった場合に行われるもので、IP 71003 の代わりとなる。
IP 71002 と IP 71003 の検査スケジュールを下表に示す。IP 71003 は、SLR の場合も行われる（出典：IMC 2516）。
NRC は、LR プログラムが規制要件（10 CFR 54）及び申請書に従って適切に計画され実施されていることなどを確認する。
2. 3. 2. 34. 1 Program Applicability
この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査マニュアル（IMC 2515
App. C）、LR 検査マニュアル（IMC 2516）で使用される。
2. 3. 2. 34. 2 定義
次の用語を定義している。
・パッシブな構造物及び機器（Structures and Components：SCs）
・長寿命の構造物及び機器・現行許認可基準（Current Licensing Basis：CLB）

2.3.2.34 - 1

表 2. 3. 2. 34-1

IP 71002 と IP 71003 での検査スケジュール

LR（1 回目の運転認可更新）
検査
LR 検査：IP 71002

検査段階
初期
フォローアップ
フェーズ I

承認後のサイトフェーズ II

検査：
IP 71003

フェーズ III
フェーズ IV

スケジュール
申請書審査期間中
初期検査から 1～2
か月後
PEO より 1～2 回前の停止
PEO より 3～12 カ月
前PEO に入って 0～5
年
PEO に入って 5～10
年

適用範囲

実施

サイト

必須

サイト

必要に応じて

ユニット

必須

サイト

必須

ユニット

必要に応じてサイト

必須

SLR（2 回目の運転認可更新）
検査

検査段階

スケジュール

適用範囲

実施

SPEO（2 回目の PEO）
承認後のサイトフェーズ V

サイト

必須

サイト

必須

は 1 回前の停止

検査：
IP 71003

より 3～12 カ月前又フェーズ VI

SPEO に入って 5～
10 年

2. 3. 2. 34. 3 検査目的
検査の目的は、次のとおりである。
01. 申請者の初回の LR（（運転期間を 40 年から 60 年に延長する運転認可の更新）プログ
ラムが、規制要件 10 CFR 54（
原子力発電所 の運転認可更新」及び運転認可更新申請書（LRA）に従って、計画又は実行されていることを確認する
02. 経年劣化管理レビューを必要とする SSCs が、規則、NRC スタッフの既存の安全評
価、申請者の LR プログラムに従って適切に維持されるように、申請者がそれらに対す
る経年劣化管理を実施する適切なプログラムを計画又は整備していることを確認する。
03. 規則により必要とされる又は規則への適合を文書化するために必要な情報及び文書が、検索可能及び監査可能で、規則及び申請者の承認されたプログラム及び手順書に一致していることを確認する。

2.3.2.34 - 2

2. 3. 2. 34. 4 検査要件
サンプル数の目安は特に示されていない。
検査の規模は次のとおり。
・5 名の検査官チーム（（チームリーダー及び 4 名の検査官）により、およそ 5 週間の検査が行われる。
・Week 1：検査の準備（地方局オフィス）・Week 2：サイトでの検査
・Week 3：地方局オフィスでのレビュー
・Week 4：サイトでの検査
・Week 5：検査結果の文書化
・さらに、従来の経験から、チームリーダーは検査報告書の最終化にさらに 15 営業日を必要とする。
・その他、従来の経験から、最終フォローアップ検査が、必要となった場合、1 名の検査官により、検査準備 1 週間、サイトでの検査 1 週間、文書化 2 週間をかけて行われる。
・以上より、LR の承認前に、約 32 人・週の検査活動が必要となる。
2. 3. 2. 34. 5 検査手順
LR の検査では、サンプリング・ベースで次の検査を行う。
a. 対象範囲選定の検査
非安全関連 SSCs のうち、その故障が安全関連 SSCs の機能電揮を妨げる可能性のあるものを適切に対象範囲に含めていることを、サイトでのレビュー及びウォークダウン
を通じて確認する。
b. 経年劣化管理プログラムの検査
申請者がパッシブで長寿命の SSCs を適切に管理してきたこと、運転延長期間において系統の経年劣化影響が適切に管理されることをレビュー及びウォークダウンにより確認する。
c. 年次更新／未解決事項の検査
申請者は、LRA の審査期間中に、プラント又は現行認可基準を変更する（（NRC の審査
や検査で指摘された問題への対応含む）可能性があり、LRA の更新内容を毎年 NRC に提出する。NRC はこの変更について検査する。また、地方局長の判断で、未解決事項の検査を行う。
2. 3. 2. 34. 6 検査手引
共通事項と個別事項に分けている。

2.3.2.34 - 3

01.共通ガイダンス
・この検査は、初回の LR 申請が承認される前に行われる。検査では、申請者が規則に適合しており、LRA 及び NRC の安全評価に一致する LR プログラムを計画又は実施
していることを確認する。LRA 年次更新で報告された変更のほか、前回の検査や LRA
審査で摘出された未解決事項についても検査する可能性がある。
・検査官は、対象プラントの LRA 及び NRC の安全評価をよく理解しておくこと。検査
前に見ておくべき LR 要件及びガイダンスは参考文献参照。
・検査では、LR プログラムに関連する裏付け文書をレビューし、規則で要求される又は規則への適合を検証する上で必要となる文書が、規則の要件（（10CFR 54.13, 54.37）、
LRA 並びに承認済プログラム及び手順書に整合して、監査可能かつ検索可能なフォームに維持されていることを確認する。
02.個別検査ガイダンス
次の各検査手順に対応するガイダンスが示されている（詳細略）。
a. 対象範囲選定の検査
b. 経年劣化管理プログラムの検査
c. 年次更新／未解決事項の検査
03.懸念事項の処理
LR 検査の文書化レベルは、他の検査報告書と異なり、観察事項の記載が可能である。
認可条件案、規制上の誓約事項、TLAAs（時間限定経年劣化解析）、AMPs（経年劣化管理プログラム）の実施及び／又は完了に関わる観察事項を記載できる。これら及び他の検査結果は、IMCs 0611、0612、2516 に示すガイダンスを用いて評価及び処理される。検査官は行政処分ガイダンスとの一貫性及び適合性を確保するため、規制上の問題や指摘事項について NRR と調整する。
2. 3. 2. 34. 7 別紙・付属書
別紙・付属書について、NRC の検査ガイドに記載がない。

2.3.2.34 - 4

表 2. 3. 2. 34-1

子力発規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（運転認可更に関する検査）

子力発規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71002: License Renewal Inspection （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

－

－

監視領域

－

項目
PROGRAMAPPLICABILITY－

主な内容
NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査、運転認可更新（LR）検査で使用される。

IMC 2515 C*1, IMC 2516*2－・Passive Structures and Components （SCs）
・Long-lived Structures and Components
・Current Licensing Basis （CLB）. A

DEFINITIONS
本

検査目的

－
INSPECTION OBJECTIVES

文

検査要件

－

RESOURCE ESTIMATE

運転認可更新の検査には Cornerstones は適用されていない（記載されていない）。

次の用語を定義している。
・パッシブな構造物及び機器（SCs）
・長寿命の構造物及び機器
01 To verify the applicant’s program for initial license renewal （ for・現行許認可基準（CLB）
operation from 40 to 60 years）, including supporting activities, is planned
or implemented consistent with the requirements of Title 10 of the Code
検査の目的は、次の通り。
of Federal Regulation （10 CFR）, Part 54, “Requirements for the
01. 申請者の初回の LR（運転期間を 40 年から 60 年に延長）プログラム
Renewal of Operating Licenses for Nuclear Power Plants,” hereinafterが、10 CFR 54原子力発電所 の運転認可更新」（以下原規則」）要件及referred to as the “rule,” and the applicant’s license renewal application
び認可更新申請書（LRA）に従って、計画又は実行されていることを（LRA）.
確認する
02 To verify the applicant has adequate programs planned or in place to
02. 経年劣化管理レビューを必要とする SSCs が、規則、NRC スタッフ
implement aging management for the systems, structures, andの既存の安全評価、申請者の LR プログラムに従って適切に維持されcomponents （SSCs） that require an aging management review, such
るように、申請者がそれらに対する経年劣化管理を実施する適切なプthat these SSCs will be adequately maintained consistent with the rule,
ログラムを計画又は整備していることを確認する。
the staff’s existing safety evaluations, and the applicant’s license renewal
03. 規則により必要とされる又は規則への適合を文書化するために必要
program.
な、情報及び文書が検索可能及び監査可能で、規則及び申請者の承認さ03 To verify the information and documentation required by or necessary to
れたプログラム及び手順書に一致していることを確認する。
document compliance with the provisions of the rule are retrievable,
auditable, and consistent with the rule and applicant approved programs
and procedures.
License renewal inspection activities will require approximately 2 weeks of 5 名の検査官チーム（チームリーダー及び 4 名の検査官）により、およinspection time on site involving a team of four inspectors and a team leader. そ 5 週間の検査が行われる。
An additional week will be allocated each to inspection preparation, in- ・Week 1：検査の準備（地方局オフィス）
office review between 2 onsite weeks, and for documentation of the ・Week 2：サイトでの検査
inspection results. In addition, from past experience, the team leader will ・Week 3：地方局オフィスでのレビュー
need approximately 15 additional working days to finalize the inspection ・Week 4：サイトでの検査
report. Based on past experience, the final follow-up inspection, if needed, ・Week 5：検査結果の文書化
can be accomplished by one inspector with 1 preparation week, 1 week of さらに、従来の経験から、チームリーダーは検査報告書の最終化にさら
inspection on site, plus 2 additional weeks for documentation. Based on に 15 営業日を必要とする。

2.3.2.34 - 5

子力発規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71002: License Renewal Inspection （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

項目

主な内容
these estimates, each application will require approximately 32 inspectorweeks of inspection activities prior to the approval of a renewed license.

検査手順

－

検査手引き

－

INSPECTION REQUIREMENTS

INSPECTION GUIDANCE

その他、従来の経験から、最終フォローアップ検査が、必要となった場
合、1 名の検査官により、検査準備 1 週間、サイトでの検査 1 週間、文書化 2 週間をかけて行われる。
以上より、LR の承認前に、約 32 人・週の検査活動が必要となる。
01. 全体概要
LR の検査では、サンプリング・ベースで次の３つのことを検査する（02参照）。
02. 個別検査要件
a. 対象範囲選定の 検査
非安全関連 SSCs のうちその故障が安全関連 SSCs の機能電揮を妨
01 General Inspection Requirements
げる可能性のあるものを適切に対象範囲に含めていることをサイト
The License Renewal Inspections （LRI） verify, on a sampling basis:
でのレビュー及びウォークダウンを通じて確認する。
02 Specific Inspection Requirementsb. 経年劣化管理プログラムの検査
a. Scoping and Screening Inspection
申請者がパッシブで長寿命の SSCs を適切に管理してきたこと、運b. Aging Management Programs Inspection
転延長期間において系統の経年劣化影響が適切に管理されることを
c. Annual Update/Open Item Inspection
レビュー及びウォークダウンにより確認する。
c. 年次更新／未解決事項の検査
申請者は、LRA の審査期間中に、プラント又は現行認可基準を変更する（NRC の審査や検査で指摘された問題への対応含む）可能性があり、LRA の更新内容を毎年 NRC に提出する。NRC はこの変更について検査する。また、地方局長の判断で、未解決事項の検査を行う。
01 General Inspection Guidance
01.共通ガイダンス
This license renewal inspection procedure will be implemented, prior to ・この検査は、初回の LR 申請が承認される前に行われる。検査では、
the approval of an application for an initial renewed license （i.e., 40-60
申請者が規則に適合しており、LRA 及び NRC の安全評価に一致する
years）, to verify that an applicant, requesting a renewed license under 10
LR プログラムを計画又は実施していることを確認する。LRA 年次更CFR Part 54, meets the requirements of the rule and has planned or
新で報告された変更のほか、前回の検査や LRA 審査で摘出された未解
implemented license renewal programs and activities consistent with their
決事項についても検査する可能性がある。
LRA and existing safety evaluations developed by the NRC staff. ・検査官は、対象プラントの LRA 及び NRC の安全評価をよく理解してInspections will be performed by NRC regional offices and will include
おくこと。検査前に見ておくべき LR 要件及びガイダンスは参考文献
visits to the applicant’s site. The inspection may include the annual LRA参照。
update process, and unresolved open items resulting from previous ・検査では、LR プログラムに関連する裏付け文書をレビューし、規則でinspections or staff review of the LRA.
要求される又は規則への適合を検証る上で必要となる文書が、規則のInspectors should familiarize themselves with the LRA and associated
要件（10CFR 54.13, 54.37）、LRA 並びに承認済プログラム及び手順書
safety evaluations performed by the staff for the specific plant to beに整合して、監査可能かつ検索可能なフォームに維持されていること
inspected. License renewal requirements and guidance documents that
を確認する。
should be reviewed prior to an inspection are listed in the References.
02.個別検査ガイダンス
Throughout the license renewal inspection, the inspectors should review
a. 対象範囲選定の検査（省略）the supporting documentation associated with an applicant’s licenseb. 経年劣化管理プログラムの検査（省略）renewal program to verify that documentation required by the rule, orc. 年次更新／未解決事項の検査（省略）otherwise necessary to verify compliance with the rule, is being
03.懸念事項の処理
maintained in an auditable and retrievable form consistent with the
LR 検査の文書化レベルは、他の検査報告書と異なり、観察事項の記載
requirements of 10 CFR 54.13 and 54.37, the applicant’s LRA, andが可能である。認可条件案、規制上の誓約、TLAAs（時間限定経年劣
applicant’s approved programs and procedures.
化解析）、AMPs（経年劣化管理プログラム）の実施及び／又は完了に
02 Specific Inspection Guidance
2.3.2.34 - 6

子力発規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71002: License Renewal Inspection （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

項目

主な内容
a. Scoping and Screening Requirements
b. Aging Management Programs Inspectionc. Annual Update/Open Item Inspection
03 Dispositioning Issues of Concern
The level of documentation for license renewal inspection activities
differs from that used in other inspection activities by allowing the
documentation of observations. Inspectors can document observations
associated with the implementation and/or completion of proposed
license conditions, regulatory commitments, TLAAs, and AMPs. Theseand any other inspection results will be evaluated and dispositioned using
the guidance in Inspection Manual Chapters （IMCs） 0611, 0612 and2516. The inspectors should coordinate any regulatory issues or findings
with NRR to ensure consistency and compliance with the enforcement
guidance.

別紙・付属書－－－*1 IMC 2515 Appendix C: Special and Infrequently Performed Inspections*2 IMC 2516: Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program

2.3.2.34 - 7

関わる観察事項を記載できる。これら及び他の検査結果は、IMCs 0611、
0612、2516 に示すガイダンスを用いて評価及び処理される。検査官は行政処分ガイダンスとの一貫性及び適合性を確保するため、規制上の問題や指摘事項について NRR と調整すべきである。

2. 3. 2. 35

運転認可更新承認後サイト検査（PASI-LR：Post-Approval Site Inspection forLicense Renewal）に関する検査ガイドの調査結果
次に示す NRC の検査ガイドを調査した。NRC の検査ガイドの概要を整理し、表 2. 3. 2.
35-1 にまとめた。
・IP71003 Post-Approval Site Inspection for License Renewal （08/11/23）
・関連文書：IMC 2516 Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program
NRC は、LR に関する検査を次に分けて実施する。
・LR に関する検査（IP 71002）（2.3.2.34 参照）
・LR 承認後のサイト検査（IP 71003）
・LR 適正申請時サイト検査（IP 71013）（2.3.2.36 参照）
IP 71003 は、LR の承認を受けた後であって、運転延長期間（（Period of Extended Operation（：
PEO）に入る前及び入ってから行われる。SLR の場合も行われる。IP 71002 と IP 71003 の検査スケジュールについて、2.3.2.34 で示した下表を再掲する。
NRC は、IP 71003 により、更新後の運転認可に関わる認可条件、規制上の誓約事項、選定した経年劣化管理プログラム（AMP）、時間制限経年劣化解析（TLAA）、及び LR 活動が、実施又は完了したこと、経年的な劣化が特定され、是正されていることなどを確認する。
2. 3. 2. 35. 1 Program Applicability
この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プログラム（IMC 2515
Appendix C）、LR 検査プログラム（IMC 2516）で使用される。
2. 3. 2. 35. 2 監視領域
Cornerstones の記載はない。
2. 3. 2. 35. 3 検査目的
検査の目的は、次のとおり。
01. 更新後の運転認可に関わる認可条件、規制上の誓約事項、選定した経年劣化管理プロ
グラム（（AMP）、時間制限経年劣化解析（（TLAA）、及び LR 活動が、実施されていること及び／又は完了したこと、また、経年的な劣化が特定され、是正されていることを確認する。

2.3.2.35 - 1

表 2. 3. 2. 35-1 IP 71002 と IP 71003 の検査スケジュール（再掲）LR（1 回目の運転認可更新）
検査
LR 検査：IP 71002

検査段階
初期
フォローアップ
フェーズ I

承認後のサイトフェーズ II

検査：
IP 71003

フェーズ III
フェーズ IV

スケジュール
申請書審査期間中
初期検査から 1～2
か月後
PEO より 1～2 回前の停止
PEO より 3～12 カ月
前PEO に入って 0～5
年
PEO に入って 5～10
年

適用範囲
サイト
サイト

実施
必須
必要に応じ
て

ユニット

必須

サイト

必須

ユニット
サイト

必要に応じ
て
必須

SLR（2 回目の運転認可更新）
検査

検査段階

スケジュール（a）

適用範囲（b）

実施

SPEO （ 2 回 目 の承認後のサイトフェーズ V

検査：

PEO）より 3～12 カ
月前又は 1 回前の停

サイト

必須

サイト

必須

止

IP 71003
フェーズ VI（c）

SPEO に入って 5～
10 年

備考：（
（a） 地方局は、事業者の意見及び過去の検査からのフィードバックを踏まえ、検査
スケジュールを変更できる。
（（ b）地方局は、適切と判断される場合、複数ユニットのサイトについてユニット及びサイト単位の検査に変更できる。（c） 検査結果に基づき、地方局管理者が必要と判断した場合、検査を繰り返すことができる（（例えば、事業者が特定された問題を是正したかどうかを判断するため 3 年後に検査する）。

02. 規制要件（（10 CFR 54.37（（b））に従い、LR 又は SLR（
（2 回目の LR（：運転期間 60 年から 80 年への延長）プログラムの対象範囲に含めるべき「新たに特定された」SSC が、更新済み UFSAR に含まれており、経年劣化管理レビュー又は TLAA 評価に従うことを確認する。
03. 上記 01 で述べた AMP 及び関連する活動が UFSAR に含まれている又は含まれる予定であること、そのプログラムに関する記載内容は事業者が実施したプログラムに一致していることを確認する。

2.3.2.35 - 2

04. LR 又は SLR の認可条件変更に関して、事業者が NRC に 10CFR 50.90 に従って認可変更申請を提出していること；UFSAR 補遺の変更を 10 CFR 50.59 に従って管理していること；規制上の誓約事項の変更を RIS 2000-017 でエンドースされた NEI 99-04（「NRC
誓約事項の変更管理ガイドライン」に従って管理していることを確認する。
05. 該当する場合、UFSAR での運転経験（（OE）活用の記載に一致して、プラント個別の及び産業界の OE の観点から、適宜、AMP が改善されている又は新たな AMP が作成されていることを確認する。
06. 事業者が経年関連の劣化に対して、是正処置プログラム（（CAP）に関する NRC 規制に適合していることを確認する。
2. 3. 2. 35. 4 検査要件
プラントによる差が大きいため、一様のサンプル規模、検査リソースなどの目安は示されていない。検査チームのリード検査官が判断して決める。
2. 3. 2. 35. 5 検査手順
LR に関する承認後のサイト検査は、フェーズ I～IV に分けて行われる。また、SLR に関する承認後のサイト検査は、フェーズ V～VI に分けて行われる。以下、フェーズ I～IV の検査について主な内容を示す。
01. フェーズ I～III に関する一般的検査要件
・認可条件、誓約事項に適合するための活動を適切に完了し、AMP、TLAA を適切に実施していることを確認する。
・必要に応じて、誓約事項、AMP、TLAA、他の LR 活動の変更が 10 CFR 50.59 に従って適切に評価及び報告されていること、また、認可更新時に付加された認可条件の変更が10 CFR 50.90 に従って変更申請されていることを確認する。
01.01 フェーズ I の検査
認可条件、UFSAR 補遺、及び誓約事項に記載された AMP 及び活動の実施を、また、
低出力時のみアクセス可能な SSC（格納容器内又は高線量領域に設置されている SSC等）の試験又は目視検査の実施を、観察する。ユニット毎に検査する。
01.02 フェーズ II の検査
サイト毎に 1 回検査する。ただし、複数ユニット・サイトの場合、地方局管理職の判断で、同じ規模ではないが、追加の検査を行う場合がある。
誓約事項、UFSAR 補遺、TLAA、認可条件に記載されたプログラム及び活動の妥当性と有効性を評価する。また、IP 71003 による又は ROP の一環としての追加の検査要否を判断する。

2.3.2.35 - 3

01.03 フェーズ III の検査
オプショナルの検査である。フェーズ I 及び II の結果を踏まえ、フェーズ II 検査チームが必要と判断した時に実施される。PEO 期間中に入っても継続する実施スケジュールに基づいて、認可条件、誓約事項、TLAA、AMP の実施状況を確認する。また、フェーズ I 及び II で摘出された懸念事項の是正処置のレビューも行う場合がある。
02. フェーズ IV に関する一般的検査要件
サイト毎に 1 回検査する。ただし、複数ユニット・サイトの場合、地方局管理職の判断で、ユニット毎に検査する場合がある。さらに、検査結果を踏まえ、地方局管理職に判断で、繰り返し行う場合がある（例えば、3 年後に特定された問題の解決状況を確認する）。
2. 3. 2. 35. 6 検査手引
次の項目についてガイダンスが示されている。主な内容のみ示す。
01.文書レビュー
02.検査サンプル選定時の考慮事項
考慮事項の一部を例示すれば次のとおり。
・前回の LR 監査及び AMP の検査の範囲
・基本検査で検査する SSC 及び商品グループの範囲
・認可更新取得後の経過時間及び PEO の開始時期
03.サンプル及び検査の規模
プラントにより AMP、誓約事項、TLAA、認可条件の数が大きく変わるため、一様なサ
ンプル規模は設定していない。リード検査官が、サンプル規模及び認可条件、AMP、TLAA、
規制上の誓約事項をどの程度までレビューするか、IP 71003 の検査前に決める。
フェーズ II の場合、リード検査官は、LR プログラムの妥当性及び有効性を評価するた
めに、チームとして AMP、誓約事項、TLAA、認可条件の大部分（（全数の 70％以上が望ましい）を検査するようにすべきである。
フェーズ IV の場合、リード検査官は、約 6 件の AMP のサンプルを選定すべきである。
サイトによってはより小さなサンプル規模となる場合がある。設計が類似する複数ユニットがあるサイトの場合、他のユニットも同じサンプル規模とする必要はない。リード
検査官は、このような場合、裁量を働かせてサンプル規模を決めるべきである。
04.フェーズ I～III 及び V のサンプル選定
a. 認可条件の選定
b. 誓約事項の選定
c. AMP の選定
d. TLAA の選定

2.3.2.35 - 4

e. 新たに特定された系統の検査
05.フェーズ IV 及び VI のサンプル選定
06.懸念事項の処理
07.文書化ガイド
2. 3. 2. 35. 7 別紙・付属書
別紙・付属書関係では、次のものが記載されている。
・Attachment 1: Expiration Dates of Licenses
・Attachment 2: License Conditions, Regulatory Commitments, AMP and TLAA for License
Renewal・Attachment 3: Sample Selection and Information Requests for Evaluating AMP EffectivenessAttachment 1 は、各プラントの運転認可期限の最新情報について Information Digest,
NUREG-1350 参照としている。Attachment 2 は、認可条件、誓約事項、AMP、TLAA の説明
及び情報の所在を示している。Attachment 3 は、AMP の有効性評価（（フェーズ IV 及び VI に含まれる）のためのサンプル選定の追加ガイダンスを示している。

2.3.2.35 - 5表 2. 3. 2. 35-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（運転認可更新承認後のサイト検査）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71003: Post-Approval Site Inspection for License Renewal （08/11/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

－

－

監視領域

－

項目

PROGRAM APPLICABILITY

－

本
文

検査目的

－

INSPECTION OBJECTIVES

主な内容
・NRC の検査ガイドでは、この検査ガイドが属する上位図書の IMC（IMC2515 Appendix A）が示されている。IMC は、検査の適用対象（分野、施設の種類等）の分類に応じて作成されているので、適用対象が分かる。
・この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プ
ログラム、認可更新（LR）検査プログラムで使用される。

IMC 2515 C*1, IMC 2516*2－

運転認可更新の検査には Cornerstones は適用されていない（記載されていない）。

01 To verify the license conditions, regulatory commitments, selected aging
management programs （AMP）, time-limited aging analyses （TLAA）,
and license renewal activities associated with the renewed operating license,
are implemented and/or completed, and to verify age-related degradation is
identified and corrected.
02 To verify the updated final safety analysis report （UFSAR） includes any“newly identified” systems, structures, and components （SSCs） that shouldhave been within the scope of the license renewal（LR）or subsequent license
renewal （SLR） program and subject to an aging management review or
TLAA evaluation, pursuant to Title 10 of the Code of Federal Regulations （10CFR） 54.37（b）.
03 To verify the description of the AMP and related activities covered in § 01.01
of this document are, or will be, contained in the UFSAR and that thedescription of the programs is consistent with the programs implemented by
the licensee.
04 To verify the licensee submitted a license amendment request to the U.S.
Nuclear Regulatory Commission （NRC） in accordance with 10 CFR 50.90
for changes to a license condition for LR or SLR; managed changes to the
UFSAR supplement in accordance with 10 CFR 50.59; and managed changes
to regulatory commitments in accordance with Nuclear Energy Institute（NEI） 99-04, “Guidelines for Managing NRC Commitment Changes” asendorsed by regulatory issue summary （RIS） 2000-017.
05 To verify that AMP are enhanced, or new AMP are developed, as appropriate,
in light of plant-specific and industry operating experience （ OE ） , inaccordance with the UFSAR description on the use of OE （as applicable）
06 To confirm that licensees are complying with NRC regulations regarding
corrective action programs （CAPs） in response to age-related degradation.

検査の目的は、次の通り。
01. 更新後の運転認可に関わる認可条件、規制上の誓約、選定した経年劣化管理プログラム（AMP）、時間制限経年劣化解析（TLAA）、及び LR 活動が、実施されていること及び／又は完了したこと、また、経年的な劣化が特定され、是正されていることを確認する。
02. 規制要件（10 CFR 54.37（b））に従い、LR 又は SLR（2 回目の LR：
運転期間 60 年から 80 年への延長）プログラムの対象範囲に含めるべき「新たに特定された」SSCs が、更新済み UFSAR に含まれており、経年劣化管理レビュー又は TLAA 評価に従うことを確認する。
03. 上記 01 で述べた AMP 及び関連する活動が UFSAR に含まれている又は含まれる予定であること、そのプログラムに関する記載内容
は事業者が実施したプログラムに一致していることを確認する。
04. LR 又は SLR の認可条件変更に関して、事業者が NRC に 10CFR
50.90 に従って認可変更申請を提出していること；UFSAR 補遺の変
更を 10 CFR 50.59 に従って管理していること；規制上の誓約の変更
を RIS 2000-017 でエンドースされた NEI 99-04「NRC 誓約事項の変更管理ガイドライン」に従って管理していることを確認する。
05. 該当する場合、UFSAR での運転経験（OE）活用の記載に一致して、プラント個別の及び産業界の OE の観点から、適宜、AMP が改善されている又は新たな AMP が作成されていることを確認する。
06. 事業者が経年関連の劣化に対して、是正処置プログラム（CAPs）
に関する NRC 規制に適合していることを確認する。

2.3.2.35 - 6

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71003: Post-Approval Site Inspection for License Renewal （08/11/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

検査要件

－

項目
Inspection Guidance

主な内容
プラントによる差が大きいため、一様のサンプル規模、検査リソース
目安は示していない。リード検査官が判断する。

03 Level of Effort 参照

Inspection Phases I, II, III, and IV refer to LR inspections and pertain to theinitial period of extended operation （PEO）, from 40 years to typically 60 years.
Phases V and VI refer to SLR inspections and pertain to the subsequent PEO,
from 60 years to typically 80 years.
01 General Inspection Requirements for Phase I, II, and III
01.01 Phase I
01.02 Phase II
01.03 Phase III
02 General Inspection Requirements for Phase IV
03 General Inspection Requirements for Phase V
04 General Inspection Requirements for Phase VI
05 Inspection Schedule
検査手順－

INSPECTION REQUIREMENTS

2.3.2.35 - 7

フェーズ I～IV は、LR の検査に対応し、通常 40 年から 60 年への初回の運転延長期間（Period of Extended Operation：PEO）に関わる検査である。フェーズ V～VI は、SLR の検査に対応し、通常 60 年から 80 年
への 2 回目の PEO に関わる検査である。
01. フェーズ I～III に関する一般的検査要件
・認可条件、誓約に適合するための活動を適切に完了し、AMP、TLAA
を適切に実施していることを確認する。
・必要に応じて、誓約、AMP、TLAA、他の LR 活動の変更が 10 CFR
50.59 に従って適切に評価及び報告されていること、また、認可更新時に付加された認可条件の変更が 10 CFR 50.90 に従って変更申請されていることを確認する。
01.01 フェーズ I
認可条件、UFSAR 補遺、及び誓約に記載された AMP 及び活動の実施を、また、低出力時のみアクセス可能な SSCs（格納容器内
又は高線量領域に設置されている SSCs 等）の試験又は目視検査の実施を、観察する。ユニット毎に検査する。
01.02 フェーズ II
サイト毎に 1 回検査する。ただし、複数ユニット・サイトの場
合、地方局管理職の判断で、同レベルではないが、追加の検査を行う場合がある。
誓約、UFSAR 補遺、TLAA、認可条件に記載されたプログラム
及び活動の妥当性と有効性を評価する。また、IP 71003 による又はROP の一環としての追加の検査要否を判断する。
01.03 フェーズ III
オプショナルの検査で、フェーズ I 及び II の結果を踏まえて、フェーズ II 検査チームが必要と判断した時に実施される。PEO 期
間中に入っても続く実施スケジュールに基づいて、認可条件、誓約、TLAA、AMP の実施状況を確認する。また、フェーズ I 及び
II で摘出された懸念事項の是正処置のレビューも行う場合がある。
02. フェーズ IV に関する一般的検査要件
サイト毎に 1 回検査する。ただし、複数ユニット・サイトの場合、地方局管理職の判断で、ユニット毎に検査する場合がある。さらに、検査結果を踏まえ、地方局管理職に判断で、繰り返し行う場合がある（例えば、3 年後に特定された問題の解決状況を確認する）。
03. フェーズ V に関する一般的検査要件
04. フェーズ VI に関する一般的検査要件

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71003: Post-Approval Site Inspection for License Renewal （08/11/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

検査手引き

別紙・付属書

主な内容

－

－

項目

INSPECTION GUIDANCE

Attachments

主な内容

01 Document Review
02 Inspection Sample Attributes
03 Level of Effort
The number of AMP, commitments, TLAA and license conditions varybroadly from plant to plant depending on when the plant was relicensed andother factors. Therefore, IP 71003 does not contain a predetermined sample
size for each component of the inspection that would uniformly represent eachplant. As such, the lead inspector will determine the sample size and extent ofreview of license conditions, AMP, TLAA and regulatory commitments prior
to performing IP 71003 inspections. For Phase II, the lead inspector should
ensure that the team comprehensively inspects a majority （recommended
greater than 70 percent） of the number of AMP, commitments, TLAA andlicense conditions to assess the adequacy and effectiveness of the LR program.
For Phase IV, the lead inspector should select a sample of approximately six
AMP to be reviewed during the inspection. Some sites may not require thesame level of inspection effort as others and may be inspected using a smaller
sample size. For multi-unit sites with units of similar design, the same level ofinspection at the additional units may not be necessary. The lead inspector
should use discretion in determining the inspection sample size at multi-unit
sites with similarly designed units.
04 Inspection Sample Selection for Phase I, II, III, and V Inspections
a. Selection of License Conditions:b. Selection of Commitments:c. Selection of AMP:
d. Selection of TLAA:
e. Inspection of Newly Identified Systems:
05 Inspection Sample Selection for Inspections in Phases IV and V
06 Dispositioning Issues of Concern
07 Documentation Guidance
Attachment 1: AMP Effectiveness Review Background Information Attachment
2: Revision History for IMC 2516

*1 IMC 2515 Appendix C: Special and Infrequently Performed Inspections*2 IMC 2516 Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program

2.3.2.35 - 8

05. 検査スケジュール（表参照）
検査段階：スケジュール、適用範囲、実施要否は次の通り。
・LR の検査✓ フェーズ I：PEO より 1～2 回前の停止時、ユニット毎、必須✓ フェーズ II：PEO より 3～12 カ月前、サイト毎、必須✓ フェーズ III：PEO に入り 0～5 年、ユニット毎、必要に応じて✓ フェーズ IV：PEO に入り 5～10 年、サイト毎、必須
・SLR の検査✓ フェーズ V：SPEO より 3～12 カ月前又は 1 回前の停止時、サイ
ト毎、必須✓ フェーズ VI：SPEO に入り 5～10 年、サイト毎、必須
01.文書レビュー
02.検査サンプル選定時の考慮事項
考慮事項の例：
・前回の LR 監査及び AMP の検査の範囲
・基本検査で検査する SSC 及び商品グループの範囲
・認可更新取得後の経過時間及び PEO の開始時期（以下省略）
03.サンプル及び検査の規模
プラントにより AMP、誓約、TLAA、認可条件の数が大きく変わる
ため、一様なサンプル規模は設定していない。リード検査官が、サンプル規模及び認可条件、AMP、TLAA、規制上の誓約をどの程度までレビューするか、IP 71003 の検査前に決める。フェーズ II の場合、
リード検査官は、LR プログラムの妥当性及び有効性を評価するために、チームとして AMP、誓約、TLAA、認可条件の大部分（全数の70％以上が望ましい）を検査するようにすべきである。フェーズ IVの場合、リード検査官は、約 6 件の AMP のサンプルを選定すべきである。サイトによってはより小さなサンプル規模となる場合がある。
設計が類似する複数ユニットがあるサイトの場合、他のユニットも同じサンプル規模とする必要はない。リード検査官は、このような場合、裁量を働かせてサンプル規模を決めるべきである。
04.フェーズ I～III 及び V のサンプル選定
a. 認可条件の選定
b. 誓約の選定
c. AMP の選定
d. TLAA の選定
e. 新たに特定された系統の検査
05.フェーズ IV 及び V のサンプル選定
06.懸念事項の処理
07.文書化ガイド－

2. 3. 2. 36

運転認可更新適正申請時サイト検査（SI-TRA：Site Inspection for Plants with aTimely Renewal Application）に関する検査ガイドの調査結果

次に示す NRC の検査ガイドを調査した。NRC の検査ガイドの概要を整理し、表 2. 3. 2.
36-1 にまとめた。
・IP 71013 Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application （06/26/23）
・関連文書：IMC 2516 Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program
NRC は、LR に関する検査を次に分けて実施する。
・LR に関する検査（IP 71002）（2.3.34 参照）
・LR 承認後のサイト検査（IP 71003）（2.3.35 参照）
・LR 適正申請時サイト検査（IP 71013）
IP 71013 は、現行認可期限の終了前及び後に行われる。これは、現行認可期限が終了する
前に LR の承認が降りない見込みとなった場合に行われるもので、順調に LR が承認された
場合に承認後に行われる検査 IP 71003 に代えて行われる。
（The NRC decision on a renewed operating license might not be completed before the licensee enters
the period of extended operation. In this case, Inspection Procedure (IP) 71003, “Post-Approval Site
Inspection for License Renewal,” would not be applicable. As such, the licensee will continue to
conduct activities in accordance with the facility’s current licensing basis.
IP 71013 was developed to allow NRC inspections of license renewal programs for applicants thatwill likely be in timely renewal (e.g., reaching the end of their existing license without approval of
their renewed license).）（IP 71013 からの抜粋）
NRC は、認可条件などの活動に関する誓約事項、認可更新の審査中に提案された他の誓約事項、選定した AMP、及び TLAA が、計画され、実施され、完了していることの確認などを行う。
2. 3. 2. 36. 1 Program Applicability
この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プログラム（IMC 2515
Appendix C）、LR 検査プログラム（IMC 2516）で使用される。
2. 3. 2. 36. 2 検査目的
検査の目的は、次のとおりである。
01. 認可条件などの活動に関する誓約事項、認可更新の審査中に提案された他の誓約事

2.3.2.36 - 1

項、選定した AMP、及び TLAA が、計画され、実施され、完了していることを確認する。
02. 認可更新申請書（（LRA）の審査中において、現行認可基準（（CLB）の変更について報告提出を要求する規制要件（10 CFR 54.21（b））に従い、認可更新申請書が毎年更新されていることを確認する。
03. 新（ 新たに特定された」SSC が、規制要件（（10 CFR 54.37（（b））に従い、UFSAR の毎年の更新に含まれていることを確認する。
04.上記 01 で述べている AMP 及び関連活動について、UFSAR 補遺に含まれている記載
が、事業者が実施を提案しているプログラムと整合していることを確認する。
05. LR のために事業者が実施又は完了を合意している規制上の誓約事項に対する変更が、NEI 99-04（RIS 2000-017 でエンドース）に従って評価されていること、また、UFSARに含まれている LR 活動に対する変更が、10 CFR 50.59 に従って評価されていることを確認する。
2. 3. 2. 36. 3 検査要件
検査時間合計の目安は、1 ユニット・サイトで約 1,120 時間、2 ユニット・サイトで約 2,052
時間、3 ユニット・サイトで約 2,850 時間とされている。これには、検査準備 Week 及び文書化 Week が含まれる。ただし、サイトへの出張往復時間は含まれない。
2. 3. 2. 36. 4 検査手順
検査手順では、以下のものを記載している。
01. 一般的な検査要件
a. 事業者が実施を誓約した措置（（認可条件、LR レビュー中に提案された誓約事項、AMP、
TLAA）を適切に実施していることを確認する。
b. 審査中の CLB 変更を報告するという規制要件（（10 CFR 54.21（（b））に従って、LRA が毎年更新されていることを確認する。
c. 新新たに特定された」SSC（
が、規制要件（（10 CFR 54.37（（b））及びガイダンス RIS 2007016）に従って、毎年の UFSAR 更新に含まれている又は含まれる予定であることを確認する。
d. UFSAR 補遺の改訂版における AMP 及び TLAA の記載が、実施されている AMP 又はTLAA に一致していること、また、新新たに特定された」SSC を含めることで生じた変
更が UFSAR 補遺に含まれていることを確認する。
e. 事業者が、必要に応じて、規制に関わる誓約事項の変更を NEI 99-01（（RIS 2000-017 でエンドース）に従って、評価及び報告していることを確認する。規制要件（（10 CFR 50.59）

2.3.2.36 - 2

に従って UFSAR の一部に取り込まれている LR 活動の変更についてレビューする。
AMP、TLAA、及び他の LR 活動に関して、予定されている変更についてレビューする。
2. 3. 2. 36. 5 検査手引
次の項目について記載している。以下に主な内容を示す。
01.一般的なガイダンス
事業者が、規制要件に従って運転認可期限の 5 年以上前に適切な内容の LRA を提出している場合、現行認可期限は LRA の審査が決着するまで有効とみなされる。更新される認可に関する NRC の決定が、運転延長期間に入る前に完了しない可能性がある。このような場合、IP 71003（LR 承認後のサイト検査）が適用できない。事業者は現行認可基準に従った活動を継続することになる。それゆえ、IP 71013 を作成し、タイムリーな更新（例えば、更新される認可の承認なしで現行認可期限の終了に達する場合）になりそうな申請者の LR プログラムを NRC が検査できるようにした。
NRC 検査官は、申請書のレビュー中及び更新された認可発行後に、提案された AMP、TLAA、誓約事項、認可条件をレビューする。検査は、申請書レビューの進捗状況に応じて、申請書に記載された情報、申請者との別の書簡（提案された経年劣化管理活動の実
施詳細）、NRC の安全評価（SE）、及び更新済み認可を踏まえて行う可能性がある。
タイミング上の制約によっては、IP 71013 の一部を LRA 提出前に行うこともある（（例えば、燃料交換停止のスケジュールが、検査の部分を運転期間延長より前に適切に完了させる機会とならない場合）。地方局は、事業者が予定する申請について必須の要素（（例えば、提案している条件、誓約事項、AMP、TLAA、UFSAR に関する具体的な実施方法）
を適切に伝達している場合、早期検査を自らの判断で行ってよい。IP 71013 の検査は、
これらの実施情報に基づいて行われる。
02.検査スケジュール
この検査の大部分は、可能な場合、NRC の安全評価（（SE）の発行後に、ただしオリジ
ナルの認可期限が切れる前に行うべきである。SE が運転延長期間（period of extended
operation：PEO）より前に発行されない場合、地方局は、IMC 2516 に記載されているよ
うに、本部 NRR の LR 担当課にこの検査が行われるフェーズでのやり方を説明すべきであり、下記のフェーズ I 及び II を利用可能な最良の情報ベースで完了させるべきである。
特定のプログラムや活動が、検査の一部が行われる時点で、実施されている若しくはされていない又は完了していない可能性があるので、検査は、サイトの実施スケジュールに対応するために、3 フェーズで実施される可能性があり、検査報告書が別々に 3 回発行される可能性がある。この検査を 3 フェーズで行う方法は、推奨事項であり要求事項

2.3.2.36 - 3

ではない。
a. タイムリーな更新（TR）フェーズ I：
b. TR フェーズ II：
c. TR フェーズ III：03.文書レビュー（省略）04.検査サンプルに関する考慮事項（省略）
05.サンプルサイズ
実施可能な範囲で、この検査はオリジナルの認可期限が切れる日付以前に行われる（TR フェーズ III は例外で、これはオリジナルの認可期限が切れてから行われる）。いく
つかのフェーズの検査は、利用可能な最良の情報に基づいて PEO より前に行い、最新情報が利用可能となったときに 1 フェーズの検査をそれに基づいてやり直すことが必要になる可能性がある。さらに、AMP、誓約事項、TLAA、及び提案された認可条件の件数は、プラントにより大きく相違する可能性がある。
それゆえ、この IP では、検査の各要素について各プラントを一様に代表するサンプル
サイズの既定値を示していない。したがって、リード検査官は、検査開始前に、認可条
件、AMP、TLAA、誓約事項に関するサンプルサイズ及びレビュー範囲を決めるべきである。
リード検査官は、検査チームがそれぞれ（（（1）AMP、（（ 2）誓約事項、（（ 3）TLAA、（（ 4）
認可条件）の件数の大部分（（70%以上を推奨）を包括的に検査し、LR プログラムの適切性及び有効性を評価することを確実化する。
一部のサイトは他のサイトと同じレベルのサンプルサイズが必要とならない可能性があり、より小さなサンプルサイズで検査される可能性がある。また、一部の複数ユニット・サイトは、設計が類似するユニットで構成されており、最初のユニットに対するサ
ンプルサイズほど他のユニットのサンプルサイズを確保する必要はない可能性がある。
リード検査官は、類似設計を有する複数ユニット・サイトの場合のサンプルサイズの決定に裁量を働かせるべきである。
06.検査サンプル選定（省略）07.懸念事項の処理（省略）2. 3. 2. 36. 6 別紙・付属書
この NRC の検査ガイドには、以下の附属書の記載がある。
Attachment 1: AMP Effectiveness Review Background Information
Attachment 2: Revision History for IMC 2516

2.3.2.36 - 4

表 2. 3. 2. 36-1

原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違点のまとめ（運転認可更新適正申請時サイト検査）

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71013: Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

本
文

主な内容

－

－

監視領域

－

検査目的

－

項目

PROGRAM APPLICABILITY

INSPECTION OBJECTIVES－
Inspection Guidance

・NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。
・NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プログラム、
認可更新（LR）検査プログラムで使用される。

IMC 2515 C*1, IMC 2516*2－

RESOURCE ESTIMATES
検査要件

主な内容

－
01 To determine whether commitments made by the licensee to implement
actions, such as license conditions, other regulatory commitments
proposed during the license renewal review, selected aging management
programs （AMP）, and time-limited aging analyses （TLAA）, areimplemented, scheduled, and completed.
02 To verify the license renewal application is updated annually inaccordance with the requirement to submit changes to the current
licensing basis （CLB） during the U.S. Nuclear Regulatory Commission（NRC） review of the license renewal application as required by 10
CFR 54.21（b）.
03 To verify the “newly identified” systems, structures, and components（SSC） are or will be included in the annual update of the final safety
analysis report （UFSAR）, as required by 10 CFR 54.37（b）.
04 To verify the description of the AMP and related activities covered in§01.01 that are contained in the UFSAR supplement are consistent withthe programs the licensee proposed to implement.
05 To verify changes to the regulatory commitments the licensee agreed to
implement or complete for license renewal are evaluated in accordancewith NEI 99-04, “Guidelines for Managing NRC Commitment Changes,”as endorsed by regulatory issue summary （RIS） 2000-017, and changes
to the license renewal activities incorporated as part of the UFSAR are
evaluated in accordance with the requirements of Title 10 of the Code ofFederal Regulations （10 CFR） 50.59.
The total resource expenditure of this inspection procedure is estimated tobe approximately 1,120 hours for a one-unit site, 2,052 hours for a dual-unit
site, and 2,850 hours for a three-unit site. This resource estimate includes
the preparation and documentation weeks. This resource estimate does notinclude the time spent travelling to and from the site.
05. Level of Effort 参照

2.3.2.36 - 5

運転認可更新の検査には Cornerstones は適用されていない（記載されていない）。

検査の目的は、次の通り。
01. 認可条件などの活動に関する誓約、認可更新の審査中に提案された他の誓約、選定した AMP、及び TLAA が、計画され、実施され、完了していることを確認する。
02. 認可更新申請書（LRA）の審査中において、現行認可基準（CLB）の変更について報告提出を要求する規制要件（10 CFR 54.21（b））に従い、認可更新申請書が毎年更新されていることを確認する。
03. 新新たに特定された」SSC が、規制要件（10 CFR 54.37（b））に従い、
UFSAR の毎年の更新に含まれていることを確認する。
04.上記 01 で述べている AMP 及び関連活動について、UFSAR 補遺に含まれている記載が、事業者が実施を提案しているプログラムと整合していることを確認する。
05. LR のために事業者が実施又は完了を合意している規制上の誓約に対する変更が、NEI 99-04（RIS 2000-017 でエンドース）に従って評価されていること、また、UFSAR に含まれている LR 活動に対する変更が、10 CFR 50.59 に従って評価されていることを確認する。

検査時間合計は、1 ユニット・サイトで約 1,120 時間、2 ユニット・サイ
トで約 2,052 時間、3 ユニット・サイトで約 2,850 時間である。これには、
検査準備 Week 及び文書化 Week が含まれる。ただし、サイトへの出張往
復時間は含まない。

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71013: Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

検査手順

検査手引き

主な内容

－

－

項目

INSPECTION REQUIREMENTS

INSPECTION GUIDANCE

主な内容
01 General Inspection Requirements
a. Verify that the licensee adequately completed the commitments toimplement actions, such as license conditions, other regulatorycommitments proposed during the license renewal review, AMP, andTLAA.
b. Verify the license renewal application is updated annually inaccordance with the requirement to submit changes to the CLB during
NRC review of the license renewal application, according to 10 CFR
54.21（b）.
c. Verify that “newly identified” SSC are or will be included in the annual
UFSAR updates as required by 10 CFR 54.37（b） and the guidance
provided in RIS 2007-016.
d. Verify the description of the AMP and TLAA in the UFSAR
supplement, as revised, matches the AMP or TLAA being implemented
and that changes, caused by the inclusion of “newly identified” SSC,
were included in the UFSAR supplement.
e. Verify the licensee properly evaluated, and reported, when necessary,changes to regulatory commitments in accordance with NEI 99-04, as
endorsed by RIS 2000-017. Review changes to license renewal
activities incorporated as part of the UFSAR in accordance with 10 CFR
50.59. Review planned changes to AMP, TLAA, and other license
renewal actions.
01 General Guidance.
In accordance with 10 CFR 2.109（b）, if the licensee of a nuclear power
plant files a sufficient application for renewal of an operating license atleast 5 years before the expiration of the existing license, the existing
license will not be deemed to have expired until the application has been
finally determined. The NRC decision on a renewed operating license
might not be completed before the licensee enters the period of extended
operation. In this case, Inspection Procedure （ IP ） 71003, “PostApproval Site Inspection for License Renewal,” would not be applicable.
As such, the licensee will continue to conduct activities in accordancewith the facility’s current licensing basis. IP 71013 was developed toallow NRC inspections of license renewal programs for applicants thatwill likely be in timely renewal （e.g., reaching the end of their existing
license without approval of their renewed license）. The NRC inspectors
will review AMP, TLAA, regulatory commitments, and license conditions
proposed while the application is under review and after issuance of therenewed license. Depending on the progress of the application review, theinspection may rely on the information documented in the application,other communication with the applicant that details the intended
implementation of proposed aging management activities, and, finally, theissued NRC safety evaluation （SE） and renewed license. In some cases,

2.3.2.36 - 6

01. 一般的な検査要件
a. 事業者が実施を誓約した措置（認可条件、LR レビュー中に提案された誓約事項、AMP、TLAA）を適切に実施していることを確認する。
b. 審査中の CLB 変更を報告するという規制要件（10 CFR 54.21（b））
に従って、LRA が毎年更新されていることを確認する。
c. 新新たに特定された」SSC が、規制要件（10 CFR 54.37（b））及びガ
イダンス RIS 2007-016）に従って、毎年の UFSAR 更新に含まれている又は含まれる予定であることを確認する。
d. UFSAR 補遺の改訂版における AMP 及び TLAA の記載が、実施されている AMP 又は TLAA に一致していること、また、新新たに特定された」SSC を含めることで生じた変更が UFSAR 補遺に含まれていることを確認する。
e. 事業者が、必要に応じて、規制に関わる誓約事項の変更を NEI 99-01（RIS 2000-017 でエンドース）に従って、評価及び報告していることを確認する。規制要件（10 CFR 50.59）に従って UFSAR の一部に取り込まれている LR 活動の変更についてレビューする。AMP、TLAA、及び他の LR 活動に関して、予定されている変更についてレビューする。

01.一般的なガイダンス
事業者が、規制要件に従って運転認可期限の 5 年以上前に適切な内容の LRA を提出している場合、現行認可期限は LRA の審査が決着するまで有効とみなされる。更新される認可に関する NRC の決定が、運転延長期間に入る前に完了しない可能性がある。このような場合、IP
71003（LR 承認後のサイト検査）が適用できない。事業者は現行認可基準に従った活動を継続することになる。それゆえ、IP 71013 を作成
し、タイムリーな更新（例えば、更新される認可の承認なしで現行認
可期限の終了に達する場合）になりそうな申請者の LR プログラムを
NRC が検査できるようにした。
NRC 検査官は、申請書のレビュー中及び更新された認可発行後に、提案された AMP、TLAA、誓約事項、認可条件をレビューする。検査は、申請書レビューの進捗状況に応じて、申請書に記載された情報、申請者との別の書簡（提案された経年劣化管理活動の実施詳細）、NRC の安全評価（SE）、及び更新済み認可を踏まえて行う可能性がある。
タイミング上の制約によっては、IP 71013 の一部を LRA 提出前に行
うこともある（例えば、燃料交換停止のスケジュールが、検査の部分を運転期間延長より前に適切に完了させる機会とならない場合）。地方局
は、事業者が予定する申請について必須の要素（例えば、提案している
条件、誓約事項、AMP、TLAA、UFSAR に関する具体的な実施方法）
を適切に伝達している場合、早期検査を自らの判断で行ってよい。IP原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71013: Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application （06/26/23）

両者間の主な相違点

関連文書：IMC 2516*2
項目

主な内容

項目

主な内容
timing constraints may warrant the performance of portions of IP 71013 71013 の検査は、これらの実施情報に基づいて行われる。
prior to the submittal of the renewal application （e.g., when refueling 02.検査スケジュール
outage schedules may not provide an opportunity to adequately complete
この検査の大部分は、可能な場合、SE の発行後に、ただしオリジナ
portions of the inspection prior to the period of extended operation）. The
ルの認可期限が切れる前に行うべきである。SE が運転延長期間
Regions have the flexibility to pursue such early inspections, provided（period of extended operation：PEO）より前に発行されない場合、地that the licensee has adequately communicated essential elements of the
方局は、IMC 2516 に記載されているように、本部 NRR の LR 担当課
forthcoming application, such as the intended implementation ofにこの検査が行われるフェーズでのやり方を説明すべきであり、下記
proposed conditions, regulatory commitments, AMP, TLAA, andのフェーズ I 及び II を利用可能な最良の情報ベースで完了させるべき
UFSAR. It is against this implementation communication that the NRCである。特定のプログラムや活動が、検査の一部が行われる時点で、inspectors will perform the inspections described in IP 71013.
実施されている若しくはされていない又は完了していない可能性があ
02 Inspection Schedule
るので、検査は、サイトの実施スケジュールに対応するために、3 フ
A majority of this inspection should be performed, where possible,
ェーズで実施される可能性があり、検査報告書が別々に 3 回発行されfollowing the issuance of an SE for a renewed operating license, but prior
る可能性がある。この検査を 3 フェーズで行う方法は、推奨事項であto the expiration date of the original operating license. If the SE is not
り要求事項ではない。
issued prior to the period of extended operation （PEO）, the regionala. タイムリーな更新（TR）フェーズ I：
office should describe the way the phases of this inspection will beb. TR フェーズ II：
conducted to the NRR division with responsibility for license renewal, asc. TR フェーズ III：
described in inspection manual chapter （IMC） 2516, and complete 03.文書レビュー
Phase（s） I and II below with the best-available information. Since 04.検査サンプルに関する考慮事項
certain programs and activities may or may not be implemented or 05.サンプルサイズ
completed at the time portions of the inspection occur, the inspection may
実施可能な範囲で、この検査はオリジナルの認可期限が切れる日付以be performed in three phases to accommodate the site’s implementation 前に行われる（TR フェーズ III は例外で、これはオリジナルの認可期限
schedule, with the potential issuance of three separate inspection reports. が切れてから行われる）。いくつかのフェーズの検査は、利用可能な最Performing this inspection using a three-phase approach is a 良の情報に基づいて PEO より前に行い、最新情報が利用可能となった
recommendation and not a requirement.
ときに 1 フェーズの検査をそれに基づいてやり直すことが必要になる可a. Timely Renewal （TR） Phase I:
能性がある。さらに、AMP、誓約事項、TLAA、及び提案された認可条
b. TR Phase II:
件の件数は、プラントにより大きく相違する可能性がある。それゆえ、
c. TR Phase III:
この IP では、検査の各要素について各プラントを一様に代表するサン
03 Document Review
プルサイズの既定値を示していない。したがって、リード検査官は、検04 Inspection Sample Attributes
査開始前に、認可条件、AMP、TLAA、誓約事項に関するサンプルサイ
05 Level of Effort.
ズ及びレビュー範囲を決めるべきである。リード検査官は、検査チーム
To the extent practical, this inspection is performed before the expiration がそれぞれ（（1）AMP、（2）誓約事項、（3）TLAA、（4）認可条件）のdate of the original operating license （with the exception of TR Phase 件数の大部分（70%以上を推奨）を包括的に検査し、LR プログラムのIII which occurs after the expiration of the original operating license）. It 適切性及び有効性を評価することを確実化する。一部のサイトは他のサ
may be necessary to perform some phases of the inspection before the イトと同じレベルのサンプルサイズが必要とならない可能性があり、よPEO, with the best information available, and then re-perform a phase of り小さなサンプルサイズで検査される可能性がある。また、一部の複数
the inspection with the latest information when it becomes available. ユニット・サイトは、設計が類似するユニットで構成されており、最初
Additionally, the number of AMP, regulatory commitments, TLAA, and のユニットに対するサンプルサイズほど他のユニットのサンプルサイズ
proposed license conditions may vary broadly from plant to plant. を確保する必要はない可能性がある。リード検査官は、類似設計を有す
Therefore, this procedure does not contain a predetermined sample size る複数ユニット・サイトの場合のサンプルサイズの決定に裁量を働かせ
for each component of the inspection that would uniformly represent each るべきである。
plant. As such, the lead inspector will determine the sample size and 06.検査サンプル選定
extent of review of the license conditions, AMP, TLAA, and regulatory 07.懸念事項の処理
commitments prior to performing these inspections. The lead inspector
should ensure that the team comprehensively inspects a majority（recommended greater than 70 percent） of each of the number of: （1）
AMP, （2） regulatory commitments, （3） TLAA, and （4） license
conditions to assess the adequacy and effectiveness of the license renewal
program. Some sites may not require the same level of inspection effort

2.3.2.36 - 7

原子力規制庁が用いる検査ガイド

NRC の検査ガイド【ガイド】－【ガイド】IP71013: Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application （06/26/23）
関連文書：IMC 2516*2

項目

主な内容

項目

主な内容
as others and may be inspected using a smaller sample size. Also, somemulti-unit sites contain units with similar designs, and may not require
the same level of inspection at the additional units as was received for the
first unit. The lead inspector should use discretion in determining theinspection sample size at multi-unit sites with similar designs between theunits.
06 Inspection Sample Selection.
07 Dispositioning Issues of Concern.

別紙・付属書－Attachments

Attachment 1: AMP Effectiveness Review Background Information
Attachment 2: Revision History for IMC 2516

*1 IMC 2515 Appendix C Special and Infrequently Performed Inspections*2 IMC 2516 Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program

2.3.2.36 - 8

両者間の主な相違点

2. 3. 2. 37

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違のまとめ

NRC の検査ガイドは、頻繁に改訂が行われている。NRC の検査ガイドについて、原子力規制庁が用いる検査ガイド作成時に利用された 2020 年より前のバージョン（ベーー（版」と仮称）と現時点の最新版との主な相違を整理した。
次の情報を記載した。
・No.：比較調査における検査ガイドの通番と対応している No. 1～36）
・NRC の検査ガイド：IP 番号及びタイトル
・改訂履歴：主に 2019 年以降の改訂日付
・原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違✓

適用範囲 対象施設等）

✓

目的

✓

検査項目

✓

検査ガイダン✓

その他

・備考
以下に、検査要件の追加・削除などの主な変更があった NRC の検査ガイド、およびその主な変更内容を示す。
・2. IP 93812 Special Inspection 特別検査）✓

適用範囲に、LWR、セキュリティの検査のほかに、先進型パッシブ
Passive：AP）炉

Advanced

AP1000：Vogtle 3・4 号機）、試験研究炉、サイクル施設、使用済燃料貯蔵、放射性物質利用の検査が追加された。ただし、検査の基本的内容は変わっていない。

・5. IP 71111.07 Heat Exchanger/Sink Performance✓

検査は、Annual Review、Triennial Review

ヒートシンクの性能）
その後、Sexennial Review を追加）で構成されていた。原子力規制庁が用いる検査ガイドはこのうち、Triennial

2.3.2.37 - 1

Review を抽出して、ガイドを作成した。しかし、エンジニアリング検査の見直しで 2023 年から始まった新エンジニアリング検査 IP 711111.21M Comprehensive
Engineering Team Inspection CETI）に、Triennial Review と Sexennial Review は吸収された。残っているのは Annual Review のみである。
IP 71111.07

10/21/20）

CETI
に吸収

IP 71111.07

08/18/23）

2.3.2.37 - 2

・7. IP71111.12: Maintenance Effectiveness✓

単相欠相隔離系

Open Phase Isolation System (OPIS)）の検査が追加された。

✓

経年劣化管理Aging Management）の検査を行うことが明確化された 検査項

目 03.03 として明記）。
IP71111.12

11/26/19）

IP71111.12

3/31/21）

及び

2.3.2.37 - 3

・9. IP 71111.22: Surveillance Testing、11. IP 71111.20: Refueling and Other Outage Activities、
12. IP 71111.15: Operability Determinations and Functionality Assessments Activities、14.
IP

71111.11: Licensed Operator Requalification Program and Licensed Operator

Performance、20．IP 71111.06: Flood Protection Measures✓

適用範囲に先進型パッシブ炉 AP1000）の検査が追加された。

2.3.2.37 - 4

・10. IP 71111.04: Equipment Alignment 系統構成）✓

オフサイト電源の検査要件を明確化した。
IP 71111.04

10/05/20）＜Partial Walkdown＞<Complete Walkdown>

IP 71111.04

08/01/22）＜Partial Walkdown＞<Complete Walkdown>

2.3.2.37 - 5

・17. IP71111.01: Adverse Weather Protection✓

夏季対策は削除された。

✓

外部洪水 外部溢水）は IP71111.06 洪水防護対策に吸収された。
IP71111.01

12/20/2018）

IP71111.01

08/01/22）

2.3.2.37 - 6

・19. IP 71111.05T: Fire Protection✓

Triennial）

新エンジニアリング検査 IP 71111.21N.05 Fire Protection Team Inspection
06/12/19）に移行した。

✓

B.5.b 設備は、検査対象外になった。 理由は公表されていない。
）✓

可燃物管理プログラムが検査対象に追加された。
IP 71111.05T

01/31/13）

IP 71111.21N.05

06/12/19）

・21. IP 71124.01: Radiological Hazard Assessment and Exposure Control✓

ALARA に関する検査が追加された IP71124.02 Occupational ALARA

Planning and Controls から吸収し、IP71124.02 は廃止された）。

2.3.2.37 - 7

FPTI）

IP 71124.01

12/2.3.2.19）

IP 71124.01

12/29/21）

・ 25. IP 71124.06: Radioactive Gaseous and Liquid Effluent Treatment 、 26. IP71124.08:
Radioactive Solid Waste Processing and Radioactive Material Handling, Storage, andTransportation 、27. Radioactive Solid Waste Processing and Radioactive Material Handling,
Storage, and Transportation、28. IP71124.05: Radiation Monitoring Instrumentation、29.
IP71152: Problem Identification and Resolution✓

記載フォームが変更された。標準フォーム IMC 0040: Preparation, Revision,Issuance, and Ongoing Oversight of NRC Inspection Manual Documents に準拠。次に例示する。

2.3.2.37 - 8

IP 71124.06

12/21/17）

検査要件）＋ 検査ガイダン を分けて記載）

IP 71124.06

03/04/20）

検査要件とガイダン

を統合）

・35. IP71003: Post-Approval Site Inspection for License Renewal✓

検査要件に、Attachment.3 Sample Selection and Information Requests for Evaluating
AMP Effectiveness として、AMP の有効性評価
る）のためのサンプル選定の追加ガイダン
IP71003を示した。

08/11/23）

2.3.2.37 - 9

フェーズ IV 及び VI に含まれ・その他目的のベ記載明確化」、検査要件及び検査ガイダン のベ記載充実」のサンプルを例示する。
目的の明確化例）

IP 88020

10/01/18）

IP 88020

12/14/20）

2.3.2.37 - 10

検査要件の記載充実 例） この例は記載フォーマットも変更）
IP 71111.06

11/25/15）

IP 71111.06

08/01/22）

2.3.2.37 - 11

表 2. 3. 2. 37-1 原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違のまとめ
原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違

改訂履歴
NRC の検査ガイド

No

mm/dd/yy

適用範囲

主に 2019 年

対象施設等）

以降）
1

Enforcement Policy

毎年改訂

―
拡大

04/02/19
2

IP93812: Special Inspection

04/28/21
06/07/22

目的

検査項目

検査ガイダン

備考

その他
罰金の毎年のエ

―

―

―

記載明確化

記載充実

記載充実

―

―

―

―

―

カ

レーション反映

LWR、セキュリティの他、
AP1000、試験研究
炉、サイクル施設、
SF 貯蔵、放射性物質利用にも適用）3

IMC0608: Performance Indicator
Program

IP95001: Supplemental Inspection

02/05/19
その後改訂なし）
08/24/16

Response to Action Matrix Column 2

10/21/20

Regulatory Response） Inputs

08/19/21

IP95002: Supplemental Inspection

02/09/11

Response to Action Matrix Column 3―

03/19/21

Regulatory Response） Inputs
追加検査に共通する内容は上
4

IP95003: Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 4

12/18/15
06/07/22

―

―

記載充実

Regulatory Response） Inputs
04/03/14

Conducting an Independent NRC

04/01/19

Safety Culture Assessment

Preparedness―

位文書の IMC 2515 App. B*1に吸収し、IP ではこの IMC を参照している

IP95003 Attachment.02: Guidance for

IP95003 Attachment.03: Emergency

記載充実

01/15/09
その後改訂なし）2.3.2.37 - 12

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違

改訂履歴
mm/dd/yy

NRC の検査ガイド

No

適用範囲

主に 2019 年

対象施設等）

以降）

5

6

12/08/16

2023 年開始の新エン

IP71111.07: Heat Exchanger/Sink

10/21/20

ジニアリング検査 IP

Performance

02/18/22

71111.21M に大部分

08/18/23

吸収IP71111.08: Inservice Inspection
Activities

目的

・毎年の検査以外―

IP71111.12: Maintenance Effectiveness10/05/20

―

―

―

に吸収
・記載フォームの変

―

記載明確化

記載充実

―

更
・記載充実

・経年劣化管理の検――03/31/21
8

同左査）は、IP71111.21M

08/08/22
01/07/20

備考

その他

3

年毎、6 年毎の検12/22/16
12/14/18

検査ガイダン

・全面再編集

11/26/19
7

検査項目

査の記載明確化

記載充実

・単相欠相隔離系の

左記の反映）

―

検査追加
―

―

―

―

―

＊作業管理

11/19/18
AP1000 新規建設された先進

12/20/19
9IP71111.22: Surveillance Testing

10/06/20

拡大

AP1000 追加）

―

記載充実

記載充実

―

11/20/20型パッシブ炉）は、Vogtle 3, 4
号機

03 /21/21
12/20/18
10IP71111.04: Equipment Alignment

10/05/20
03/29/21

拡大

AP1000 追加）―

外部電源の検査要件追加

08/01/22

・記載追加 左記の
反映）

―

・記載充実

12/20/18
11

IP71111.20: Refueling and Other Outage

10/06/20

Activities

04/28/21

拡大

AP1000 追加）

―

記載充実

記載充実

―

拡大

AP1000 追加）

記載明確化

記載充実

記載充実

―

―

―

―

―

―

記載充実

04/06/22
12IP71111.15: Operability Determinations
and Functionality Assessments

04/30/19
12/20/19
10/05/20

13

－

―

―

14

IP71111.11: Licensed Operator

12/14/2018

拡大

AP1000 追加）

2.3.2.37 - 13――

＊燃料体管理運搬・貯蔵）」

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違

改訂履歴
No

mm/dd/yy

NRC の検査ガイド

適用範囲

主に 2019 年

対象施設等）

以降）
Requalification Program and Licensed

目的

検査項目

検査ガイダン

備考

その他

12/29/2021

Operator Performance
15

IP88020: Operational Safety

16

IP88015: Nuclear Criticality Safety

10/01/18
12/14/20
08/11/15
10/20/20

―

記載明確化

記載充実

記載充実

―

―

―

記載充実

記載充実

―

記載充実

―

―

―

12/20/18
17

IP71111.01: Adverse Weather Protection

12/20/19

外部洪水は
―

―

08/01/22
18

IP71111.05AQ: Fire Protection
Annual/Quarterly）

IP71111.06 洪水防護
対策に吸収

AP1000 追加）

08/07/19

拡大

10/06/20の記載明確化

08/01/22

プル要件表に明記）

サン

―

―

IP71111.21N.05：
19

IP71111.05T: Fire Protection2019 年に新エンジニアリン

・B.5.b 設備は対象外

－

―

扱い

Triennial）

・可燃物管理プログ

IP71111.21N.05：

IP71111.21N.05：

・記載充実

・記載充実

グ検査 IP71111.21N.05 Fire―

Protection Team Inspection
FPTI） 06/12/19）に移行しラムを対象に追加た。

11/25/15
20

IP71111.06: Flood Protection Measures

10/21/20
07/09/21

拡大

AP1000 追加）

―

記載充実

記載充実

―

08/01/22
2021 年に、IP71124.02:
21

ALARA に関IP71124.01: Radiological Hazard

12/23/19

拡大

Assessment and Exposure Controls

12/29/21

する検査を追加）―

ALARA に関する検査の追加

Occupational ALARA Planning――and Controls の ALARA 活動の検査を吸収し、IP71124.02は廃止された。

22

23

IP71124.04: Occupational Dose
Assessment
IP71124.02: Occupational ALARA
Planning and Controls

12/23/19
その後改訂な

―

―

―

―

―

し）
2024 年２月時
点で、NRC のウ

2021 年に、ALARA 活動の検
―

―

―

―

―

査は IP71124.01: Radiological
Hazard Assessment andェブサイトから

2.3.2.37 - 14

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違

改訂履歴
mm/dd/yy

NRC の検査ガイド

No

適用範囲

主に 2019 年

目的対象施設等）

以降）

検査項目

検査ガイダン

備考

その他

削除されていExposure Controls に吸収さる）

れ、IP71124.02 は廃止され
た。

24

25

IP71124.03: In-Plant Airborne
Radioactivity Control and Mitigation

Liquid Effluent Treatment

03/04/20

Processing and Radioactive Material

28

29

30
31

32

03/04/20
12/21/17

Monitoring Program

03/04/20

IP71124.05: Radiation Monitoring

12/21/17

Instrumentation

03/04/20

IP71152: Problem Identification and02/26/15

Resolution

12/14/21

IP71153: Follow up of Events and11/13/19

Notices of Enforcement Discretion

09/16/20－―

and Programs for Reporting Defects andNoncompliance33

12/21/17

IP71124.07: Radiological Environmental

IP36100: Inspections of 10 CFR Part 21

―

―

―

―

・記載フォームの変・記載フォームの変

更更・全面再編集・全面再編集―し）
12/21/17

Handling, Storage, and Transportation
27

その後改訂な

IP71124.06: Radioactive Gaseous andIP71124.08: Radioactive Solid Waste
26

12/23/19

05/16/19
02/10/23

IP43004: Inspection of Commercial-

01/27/17

Grade Dedication Programs

04/05/22―――

標準フォーム IMC0040*2 参照

―

同上

―

同上

―

同上

―

同上

・記載フォームの変――記載フォームの変更

更・記載充実
・記載フォームの変――記載フォームの変更

更・記載充実
・記載フォームの変――記載フォームの変更

更・記載充実
・記載フォームの変――記載フォームの変更

更
・記載充実

―

記載明確化

記載充実

記載充実

―

―

―

―

―

―

―

記載明確化

―

記載充実

―

―

―

―

記載充実

―

02/10/23

2.3.2.37 - 15

＊非該当使用者等

原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違

改訂履歴
No

NRC の検査ガイド

mm/dd/yy

適用範囲

主に 2019 年

目的対象施設等）

以降）

検査項目

検査ガイダン

その他

11/23/11
34

IP71002: License Renewal Inspection

06/30/20
05/23/23

―

―

―

記載充実

―

―

―

Attachment 3 を追加*3

記載充実

―

―

―

記載充実

―

―

06/26/23
35

36IP71003: Post-Approval Site Inspection

07/08/16

for License Renewal

08/11/23

IP71013 Site Inspection for Plants with a

09/25/13

Timely Renewal Application

06/26/23*1 IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program*2 IMC0040: Preparation, Revision, Issuance, and Ongoing Oversight of NRC Inspection Manual Documents*3 IP71003 Attachment 3: Sample Selection and Information Requests for Evaluating AMP Effectiveness2.3.2.37 - 16

備考

2. 4

検査ガイドの比較調査まとめ

検査ガイドの比較調査では、原子力規制庁が参照する検査ガイドおよび NRC の検査ガイドを対象に比較調査を実施し、両者間の相違を検査ガイド別に整理した結果を表 2.4-1 に示す。

2.4 - 1

表 2.4-1 原子力規制庁が参照する検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの比較調査結果：主な相違の総まとめ
No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

・目的について、日米とも目的を記載しているが、それぞれ内容は異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、ガイドの位置づけと目的を記載している。NRC の検査ガイドは、規制措置の目的を記載している。
・適用範囲について、日米ともに、すべての規制対象者を対象にしている。
1

GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド

Enforcement Policy（May 28, 2019）

・規制措置プロセスについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、3 段階のステップを簡潔に説明しているのみである。一方、NRC の検査ガイドは、3 段階のステップを詳しく説明するとともに、規制対象者のカテゴリ別に、違反の重要度事例を豊富に例示している。
・規制措置後の検査による対応状況等の確認について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは簡単に記載している。詳細は示していない。NRC の検査ガイドに、この部分の記載はない。

Basis for Reactors

・Program Applicability について、NRC では、個々の IP が属する上位の検査マニュアル IMC が示されている。検査の適用対象（実用炉、燃料サイクル施設等）が分かる。原子力規制庁が用いる検査
ガイドにこのような上位文書の記載はないが、適用対象は、目的及び検査要件などから読み取れる。
・目的について、日米ともに、実用炉だけでなく幅広く規制対象施設を対象にしている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査の法的な位置づけと目的を記載している。NRC の検査ガイドは、検査を行う専門技術的な目的を記載している。米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義
務を規則（10 CFR 50.70: Inspections など）に定めているので個々の根拠法令及び条項を示す必要はない。
・特別検査の流れについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、事象の発生から検査の実施までのごく簡単なフローを示している。NRC では、これに対応する記載は上位文書（MD 8.3、IMC
0309）に詳細に記載している。
・特別検査の要否・体制の判断について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、定性的な基準で判断している。NRC では、これに対応する記載は上位文書 IMC 0309 に詳細に記載している。また、特別検査の対象範囲だけでなく、対象外の範囲についても説明している。
・特別検査の実施について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、特別検査の内容は担当監視部門

IP 93800 Augmented Inspection Teamが決定するとしているが、それ以上の具体的内容を示していない。NRC の検査ガイドでは、リーダ（4//2/2019）

ー及びチーム員の基本的な役割分担を細かく記載している。また、リーダーが NRC 内部関係組織とIP 93812 Special Inspection（11/15/2017/）
関連資料：
2

GI0005 特別検査運用ガイド
Rev. 1：2021/04/21

MD 8.3 NRC Incident Investigation
Program（5/4/2023）
IMC 0309 Reactive Inspection Decision

どのようにコミュニケーションするかも示している。
・特別検査の取りまとめについては、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査報告書には「異常事象等の状況を詳述する」等としているが、具体的な記載事項は示していない。NRC の検査ガイド
は、何を文書化するかは IMC 0612 参照として、検査報告書の作成要領書に従うこととしている。
・適用範囲について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉関係だけでなく燃料サイクル
施設関係も含む幅広い事業者を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。
GI0006 安全実績指標に関するガイ
3

ド
Rev. 3：2023/06/09

IMC 0608 Performance Indicator Program（02/05/2019）

・用語定義について、原子力規制庁が用いる検査ガイドには用語定義が 2 個、NRC の検査ガイドには 8 個ある。また、NEI 99-02 等民間規格も含めている。
（NEI 99-02 は NRC と NEI の共同開発で発行されたガイダンスである。）
・RESPONSIBILITIES AND AUTHORITIES について、NRC の検査ガイドでは、原子炉規制部（NRR）など関連部署・長の所掌、役割、職責等を規定している（原子力規制庁が用いる検査ガイ
2.4 - 2

原子力規制庁が用いる検査ガイドには検査要件や検査ガイドが示されていない。また、特別検査の要否判断基準は定性的な基準が定められているが、その根拠が明確でな
い。

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

ドにない内容である）。
・安全実績指標の設定について、大きな違いはない。ただし、原子力規制庁が用いる検査ガイドは
PI の定義及び算定方法を別紙に記載しているが、NRC の検査ガイドでは、これを IMC 0308 など参照先図書を指定する形にしている。
・安全実績指標の受理及び手続について、原子力規制庁が用いる検査ガイドには、事業者が PI を集計、計算、提出する（四半期ごと、又は年度ごと）ことを記載している。NRC の検査ガイドは、事業者が PI 用データを提出し、NRC が計算してウェブサイトに公表することを記載している。また、
長期停止プラントの場合の扱いを記載している。
・PI について、日米ガイドで概ね共通しているが、NRC の検査ガイドになく、原子力規制庁が用いる検査ガイドにあるものとして、「重大事故等対処及び大規模損壊対処」がある。
・安全実績指標による対応区分の変更の手続について、原子力規制庁が用いる検査ガイドには、PIによる対応区分の変更の手続を直接言及している。NRC の検査ガイドには、この記載はない。
IP 95001 Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 2

IP 95003 Attachment 01 Emergency

・用語の定義について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは 3 個で、追加検査 1～3 のごく簡単な定義のみ示している。NRC の検査ガイドは、別途 IMC 2515 Appendix B, Section 04, “Definitions.”に 22個の定義を示している。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく幅広く「原子力事業者等
及び核原料物質利用者」が所有する施設を対象にしている。NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。また、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査の法的な位置づけを記載している。
NRC の検査ガイドは、検査の専門技術的な目的を記載している。米国の場合、被規制者が NRC の検査を受け入れる義務を規則（10 CFR 50.70: Inspections など）に定めているので個々の法令及び条項を引用する必要がない。
・検査要件について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、3 段階の検査（追加検査 1～3）があることを示しているが、具体的な検査要件は示していない。NRC の検査ガイドでは、3 段階の追加検査をそれぞれ IP95001, 95002, 95003 のガイドに分けて詳しく記載している。IP 95003 は、緊急時計画と安全文化の独立評価を別途付録にまとめており、本体と付録を合わせて約 150 ページある。
・追加検査の実施内容について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実施内容を簡単に説明してPreparedness

いる。NRC では、上位文書 IMC 2515 App. B に詳しく記載している。

（1/15/2009）

・Inspection Guidance について、原子力規制庁が用いる検査ガイドには、個々の検査項目に関する詳IP 95003 Attachment 02 Guidance for

細なガイダンスは整備されていない。NRC では、IP95001, 95002, 95003 それぞれに詳しい検査ガイ

Conducting an Independent NRC Safety

ダンスを示している。

（Regulatory Response） Inputs（8/24/2016）
IP 95002 Supplemental Inspection
Response to Action Matrix Column 2（Regulatory Response） Inputs（2/9/2011）
GI0011
4

原子力規制検査における追IP 95003 Supplemental Inspection

加検査運用ガイド

Response to Action Matrix Column 2

Rev. 3：2022/06/16（Regulatory Response） Inputs（12/18/2015）

Culture Assessment（4/1/2019）

5

BM104

ヒートシンク性能

Rev. 1：2023/05/24

・PROGRAM APPLICABILITY について、NRC では、個々の検査が属する上位の検査プログラム

NRC の検査ガイドの 3 年

IP 71111.07 HEAT SINKIMC が示されている。検査の適用対象（実用炉）が分かる。原子力規制庁が用いる検査ガイドにこ毎の検査を抽出利用して

PERFORMANCEのような上位文書の記載はないが、適用対象は、監視領域、目的及び検査要件などから読み取れいる。NRC の検査ガイド（01/01/2017）

る。

の最新版では、毎年の検・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉と研究炉を対象にしている。

査のみ残り、3 年毎、6 年

2.4 - 3

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点
米国では実用炉を対象にしている。

毎は 2023 年から開始され・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは検査の根拠法令と目的を記載している。NRC

たチーム検査 CETI（包括の検査ガイドは、検査の専門技術的な目的を記載している。米国の場合、被規制者が NRC の検査を的エンジニアリングチー

受け入れる義務を規則（10 CFR 50.70: Inspections など）に定めているので個々の法令及び条項を引ム検査）に吸収された。

用する必要がない。

（エンジニアリング検査

・検査要件について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象、検査頻度、サンプル数、の見直し）

目安検査時間を記載している。これに対応する NRC の検査ガイド部分は、Level of Effort, Inspection
Bases, Resource Estimate の 3 カ所になる（その後の改訂で Sample Requirements という表に集約された）。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは毎年の検査を規定している。米国では、毎年の検査、3 年毎の検査を規定している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは NRC の検査ガ
イドの 3 年毎の検査部分を抽出して利用している。NRC の検査ガイドは、その後、6 年毎の検査を追加したが、最新版（8/18/2023）では、毎年の検査のみに削減された。それ以外は、2023 年から開始されたチーム検査 CETI（包括的エンジニアリングチーム検査）に吸収された（エンジニアリング
検査の全面的見直しによる）。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドの Inspection
Requirements の詳細部分と Inspection Guidance の部分を合成して作成している箇所が多数ある（NRCの検査ガイドとの対比が煩雑）。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、「問題点の特定と解決に関する確認」に関する手引きを提供していない。NRC の検査ガイドは PI&R についてもヒートシンクに特化したガイダンスを提供している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、日米ともに実用炉を対象としている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件について、NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、「IMC 0308 参照」に変更して記載をスリム化した。日米の事情の相違を考6

BM1050 供用期間中検査に対する
監督
Rev. 2：2023/05/24

慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
IP71111.08 Inservice Inspection Activities（12/22/2016）

・検査手順について、日米共通の検査項目（非破壊試験、ホウ酸腐食、SG 伝熱管、PI&R）、日本独
自の検査項目（漏洩試験）、米国独自の検査項目（PWR 圧力容器上部ヘッド貫通部の検査）がある。日米共通の検査事項は、NRC の検査ガイドから抽出利用している。
・検査手引きについて、NRC の検査ガイドは、General Guidance と Specific Guidance があり、さらに、SG 伝熱管の検査に General Guidance 及び Specific Guidance が加えられており、ガイダンスが非
常に充実している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの中で、EPRI 技術報告書の内容を引用している箇所がある。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。

7BM0060

保全の有効性評価

Rev.0: 2020/04/01

IP 71111.12: Maintenance Effectiveness（11/26/19）

備考

・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究炉、サイクル施設、使用等を広く対象としている。NRC の検査ガイドは実用炉を対象としている。
・目的については、上記 5 参照。
2.4 - 4

No.

対応する NRC の検査ガイド

原子力規制庁が参照する検査ガイド

主な相違点
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査対象の選定について、様々な情報収集及び評価を行った上で云々と記載しているが、何を確認するために何をどのように考慮して選定するか示していない。NRC の検査ガイドは、プラント設備が必要な時に必要な機能を発揮できる
ように保守が有効に行われていることを確認するために、考慮すべき側面を列挙している。なお、
米国の保守は、パフォーマンスベースの保守規則（10 CFR 50.65）に基づいて行われている。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、各検査要件に対する手引きを示している。NRC の検査ガイドは、General Guidance には、各サンプルについて問題の特定と解決「に関する検査を IP 71152 を用いて行うことのみ記載している。個々の検査要件に対するガイダンスは、上記の Sample Requirements の中で、個々の検査要件について Specific Guidance として示している。

8

BM0110

作業管理

Rev. 1：2021/07/21－－
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、幅広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、プロセスの妥当性確認のように見受けられる。NRC の検査ガイドは、影響を受けた SSC が所定の機能を発揮し続けられることの客観的証

9BO0010

サーベイランス試験

Rev.2：2023/05/24

IP71111.22: Surveillance Testing

拠を試験で得られていることの確認を要求し、具体的チェックポイントを例示している。原子力規（11/19/18）

制庁が用いる検査ガイドは、安全上重要な設備の試験を対象としているが、実用炉の場合、重大事
故に対処する設備の試験を含めるかどうか明確に記載していない。NRC の検査ガイドは、FLEX 用SSC の試験も検査することを明記している。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験前、試験中、試験お後に分けて、試験プロセスの妥当性をどう確認するかのガイダンスを示している。NRC の検査ガイドは、サ
ンプルの選び方の詳しい説明、問題があった SSC の試験に対する検査の具体的なチェックポイントを示している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。

10

BO1020

設備の系統構成

Rev.1：2023/05/24

IP 71111.04: Equipment Alignment

・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉を対象としている。NRC の検査ガイドは実用炉を対象としている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。

（12/20/18）

・検査手順について、日米の検査ガイドは、基本的に対応する。標準的系統構成確認は Partial
Walkdown Sample に、包括的系統構成確認は Complete Walkdown Sample に対応している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォーマットに準拠して、検査手順と検査手引を分けて記載している。NRC 検査ガイダンスは、Inspection Samples の中で、個々の検査項目ごとに Specific Guidanceを示している。
2.4 - 5

備考

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドでもサンプルの選定についてガイダンスを提供しているが、NRC の検査ガイドでは、General Guidance の中で、Cornerstone 別にリスク上の優先度に応じたサンプル例を表形式に整理して示しており、より詳細なガイダンスを分かりやすく
提供している。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉と研究開発炉を対象にしている。
米国では実用炉のみ対象にしている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容
を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
・検査手順・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは「検査手引」は「検査手順」

IP 71111.20 Refueling and Other Outage
11

BO1030

原子炉起動停止

Rev. 1：2021/04/21

Activities（11/28/2017）の小項目として検査項目ごとに記載されており、NRC の検査ガイドでも「GENERAL GUIDANCE」で全般のガイドを示したのち「INSPECTION SAMPLE」の小項目として検査項目ごとに「 Specific
Guidance」が記載されている。
NRC の検査ガイド「GENERAL GUIDANCE」では当該ガイダンスの対象検査と関連のある、あるいは同時期の行われる作業に対する IP について参照している（例えば、格納容器に人が入らずに起動が行われる複雑でないトリップでは検査手順書 IP71153 「Follow-Up of Events and Notices of Enforcement
Discretion」を使用する。
）
NRC の検査ガイドではリスクの高い系統構成での安全機能に対するチェックリスト（IMC0609「Significance Determination Process」App. G「Shutdown Operations Significance Determination Process）
を示している。
全体として NRC の検査ガイドの記述が多く、個別項目としては NRC の検査ガイドでは b. Fatigue
Management.の項目があるが原子力規制庁が用いる検査ガイドではない。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉と研究開発炉を対象にしている。
米国では実用炉のみ対象にしている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。

BO104012

動作可能性判断及び機能性

IP 71111.15 Operability Determinations

評価

and Functionality Assessments

Rev. 1：2022/06/16（12/22/2016）

・検査要件について、NRC の検査ガイドでは「INSPECTION BASES」で検査の必要性を説明している。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
・検査手順について、日米のガイドとも検査対象の選定、検査実施項目は類似しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、SSC に関連する不適合及び機器等の劣化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査し、多角的な観点からサーベイランス試験の適合判定の適切性を確認することとし、サーベイランス試験の合否判定についての観点を示しているが、NRC の検査ガイドには記載がない。
・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドの検査手引きは、NRC の検査ガイドの2.4 - 6

備考No.

対応する NRC の検査ガイド

原子力規制庁が参照する検査ガイド

主な相違点
INSPECTION GUIDANCE に対応しているが、代替措置について NRC の検査ガイドの記述の方が具体的な記述になっている。例えばリスク上重要な SSC に関わる動作可能性判断および機能性評価代替措置について NRC の検査ガイドで不適合状態の例を示している。また、代替措置に関連するガイド、文献等を参照している。
（IMC0326Operability Determination,10CFR50.59 Changes, tests and experiments、等）

13

BO0060

燃料体管理（運搬・貯蔵）

Rev. 1：2021/04/21－－
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉と研究開発炉を対象にしている。
米国では実用炉のみ対象にしている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、「INSPECTION BASES」では検査は 10CFR55.59 で要求されている施設で行う再認定試験の実施、その他の試験、トレーニングの実施及び実際のプラント/制御室での認定運転員のパフォーマンス等を評価するとしている。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。

IP 71111.11 Licensed Operator
BO107014

運転員能力Rev. 3：2023/05/24

Requalification Program and Licensed
Operator Performance（09/24/2014）

・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは検査対象として（1） 中央制御室・現場での運転員の活動状況、（2） 運転シミュレータによる事故対応の訓練状況、 （3） 運転責任者認定
試験の適切性としており、すべての検査で頻度は毎年となっているが、NRC の検査ガイドでは（1）
常駐検査官による再認定テスト中の認定運転員のパフォーマンス、施設の事業者が再認定試験等を実施する能力、シミュレータのパフォーマンスのレビューは四半期ごとに行い、プラント/主制御室における認定運転員のパフォーマンスは四半期ごとに、活動やリスクが高まっている時期に評価する。
（2）
リージョンの専門家による認定運転員のパフォーマンスのレビューは毎年実施する。（3）リージョンの専門家による再認定試験中の認定運転員のパフォーマンス、施設事業者の再認定試験を実施する能力、個々の運転員の免許の管理、制御室シミュレータの性能認定、運転員のパフォーマンスに関する問題を特定し、解決する施設事業者の能力のレビューは隔年で実施される。
検査の枠組みが日米で異なるが、NRC ガイダンスではシミュレータの性能レビューを行っている。
・検査手引について、NRC ガイダンスでは INSPECTION GUIDANCE が対応している。NRC の検査ガ
イドでは複数のチェックリスト、ワークシートを使用するようになっている。
＊チェックリスト、様式等を利用することは検査のばらつきを無くすのに有効と考えられる。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、試験炉、再処理、加工、貯蔵、管理、埋設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、燃料サイクル施設、MOX 施設、濃縮施設を

15

BO2010

運転管理

Rev. 1：2023/05/24

IP88020 Operational Safety

対象にしている。

（10/01/2018）

・目的について、NRC の検査ガイドは、施設の安全運転管理の要件（臨界安全、放射線防護、化学
安全、火災防護に関連するリスクの特定及び管理）及びガイダンスを示すことを目的として簡潔に記載している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、施設の操作（運転）に関する保全措置の活動状況の確認を目的として記載している。
2.4 - 7

備考No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点
・検査要件について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、施設の全機器及び活動を検査対象として明瞭に記載している。再処理施設や加工施設では、安全確保項目（IROFS）も対象（このIROFS は NRC の検査ガイドにもあるものである）。NRC の検査ガイドでは、IMC 2600 （燃料サイ
クル施設の検査）、IMC 2630（MOX 施設の検査）で使用されるが、それ以上の詳細は示していな
い。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、運転管理に関する（1） 安全機能を有する施設の設置状況等、（2） 安全機能を有する施設の性能維持、（3） その他の確認事項の確認を行う。NRC の検査ガイドでは、（1） 安全管理及び関連プログラムを特定し、（2） 安全管理が適切に実施されているか確認し、また、（3） 安全管理支援プログラムにより安全管理の実施がサポートされているか確認する。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査対象の選定、安全機能を有す
る施設の設置状況等、安全機能を有する施設の性能維持に関する確認、及び問題点の特定と解決に関する確認において、それぞれの具体的なガイダンスを記載している。NRC の検査ガイドでも、「Inspection Requirements and Inspection Guidance」として、検査手順と検査手引きをセットにした形
で各検査事項の具体的なガイダンスを記載している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、日米ともに燃料サイクル施設等を対象にしている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件について、日米の事情の相違を考慮し、検査対象（施設、活動）、サンプル数、検査リソ
ース等は、調整されている。

16

BO2020臨界安全管理Rev.0：2020/04/01

IP 88015: Nuclear Criticality Safety

・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、臨界安全管理が適切に行われているか（08/11/15）

どうかのプロセスの妥当性確認のように見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、最近発行／改訂された臨界安全評価のうち報告対象の事象を含むものから選定し、その臨界安全評価の妥当性等を確認することなどを要求するとともに、具体的な確認方法のガイダンスを示している。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査手順と手引きを分けているが、NRC の検査ガイドでは「Inspection Requirements and Inspection Guidance」として、それぞれの検査手
順と検査手引きをペアにして記載している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、サイクル施設等、広く対象としている。一方、NRC の検査ガイドは実用炉のみ対象としている。

17

BE0010自然災害防護Rev.2：2023/05/24

IP 71111.01: Adverse Weather Protection（12/20/2018）

・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、自然災害防護が適切に行われているかどうかの確認（プロセスの妥当性確認）のように見受けられる。一方、NRC の検査ガイドは、所外電源及び代替 AC 電源の運転と信頼性に影響を与える可能性のある設備又は手順書変更が適切に対応されていることの確認などを要求し、また、それに関する具体的な確認方法のガイダンスを示し
2.4 - 8

備考No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

ている。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査手順と手引きを分けているが、NRC の検査ガイドでは「Inspection Requirements and Inspection Guidance」として、それぞれの検査手
順と検査手引きをペアにして記載している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイ
クル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみを対象にしている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、安全上重要な設備全般を対象にして

18

BE0020

火災防護

Rev. 0： 2020/04/01

IP71111.05AQ: Fire Protection（Annual/Quarterly）（08/07/19）

火災防護が適切に行われているかどうか検査で確認している。サンプルの絞り込みに役立つ情報
は、とくに説明されていない。NRC の検査ガイドでは、実用炉は火災リスクのランキング情報が利用できるので、それを活用して火災エリアを選定するなど、サンプルの絞り込み方を示した上で、火災防護プログラムの実施状況を検査するものとしている。また、なぜ火災防護にとって多重防護が重要かなどの説明も加えている。
・検査手引きについて、米国では、火災防護要件は、決定論的要件（10 CFR 50.48 （a）, （b）及びAppendix R）とリスク情報活用パフォーマンスベースの要件（10 CFR 50.48 （c）及び NFPA805）の2 種類から選ぶことができる。NRC の検査ガイドでは、General Guidance として、この両方に対応するガイダンスを含めている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、米国の決定論的要件に対応するガイダンスを示している。

19

BE0021

火災防護（3 年）

Rev. 1：2021/07/21

・Inspectable Area について、NRC の検査ガイドは、検査対象領域（火災防護）を記載している。

2019 年に IP 71111.21N.05（Inspectable Area の記載は NRC の検査ガイドにおいて一般的な記載事項ではない。）

Fire Protection Team・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイ

Inspection (FPTI)

IP71111.05T: Fire Protection

クル施設を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象にしている。

（06/12/19）に移行し（Triennial）

・目的については、上記 5 参照。

た。その時に、B.5.b 戦略（01/31/13）

・検査要件については、上記 6 参照。

の検査は対象外とされ・検査手順について、日米の検査ガイドは、B.5.b 戦略の検査を除き、基本的に対応している。

た。（理由は公表されてい・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドと同様に、Inspection Requirement に対するない）ガイダンスがまとめられている。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイ
クル施設等、広く対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象にしている。
20

BE003

内部溢水防護Rev. 2：2023/05/24

IP 71111.06: Flood Protection Measures（01/01/16）

・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく試験研究炉、サイクル施設等も対象としており、実用炉のみ対象とする NRC の検査ガイドとは異なる固有の検査手順、検査手引を示している。
2.4 - 9

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは検査方法やポイントなどのガイダンスを示している。一方、NRC の検査ガイドは、サンプル選定のガイダンスのみ示している。
・Program Applicability については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験・研究開発炉、燃料サイ
クル施設等、広く対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉のみ対象にしている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順について、日米のガイドは、大きな検査項目は共通しているが、検査手順の内容はそれ
21

BR0010

放射線被ばくの管理

Rev. 1：2021/07/21

IP 71124.01: Radiological Hazard

ぞれの国に合わせて調整している。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドのAssessment and Exposure Controls

Inspection Requirements 及び Specific Guidance のうち、日本にとって参考となる部分を抽出して利用（12/23/19）

している。
・検査手引きについて、全体的に、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉以外も対象にしているためか、具体性よりも一般性を重視した記載になっている。例えば、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査の実施時期について「事業者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」としている。一方、NRC の検査ガイドでは、より具体的に、「検査官が事業者のパフォーマンスを直接観察できる機会を最大化するために、燃料取替停止時又は被ばくの観点から重要な他のプラント活動時に合わせて計画する」と記載している。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、 NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
・検査手順について、原子力規制庁が用いる検査ガイドが人の放射線被ばく評価を対象としているの

BR002022

IP71124.01 Radiological Hazard

に対し、NRC の検査ガイドでは放射線被ばくを管理するための現場の放射線管理、作業管理を対象とモニタリング

Assessment and Exposure Controls

している。

Rev. 1：2021/07/21（12/21/2017）

・NRC の検査ガイドでは「INSPECTION REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要件を記

放射線被ばく評価及び個人載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査
項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTION REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。
・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では基本事項、検査前準備に係る留意事項、検査を実施する上での手引及び留意事項、並びにウォークダウンでの視点の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイドの「INSPECTION GUIDANCE」では、まず実施前の計画等全般についてのガイドを記述し、INSPECTION REQUIREMENT の各項目及びその小項目に 1 対 1 で対応した形でガイドを詳細に示し
2.4 - 102021 年に IP71124.02
Occupational ALARA
Planning and Controls のALARA 活動の検査を吸収し、IP71124.02 は廃止さ
れた。

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

ている。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわかるが、一方 NRCの検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
・ROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、日米ともに実用炉を対象にしている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。

23

BR0030

放射線被ばく ALARA 活動

Rev. 1：2021/07/21

Planning and Controls（12/23/19）

・NRC の検査ガイドでは各項目がさらに多くの小項目に分けられ、何に対してどういう形の検査をControls に吸収され、行うかが具体的になっている。

IP71124.02 は廃止され・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、基本事項、検査前準備に係る留意た。

IP71124.02: Occupational ALARA

れの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、日米の事情の相違を考慮して、検査頻度、サンプル数、目安検査時間は調整されている。
・検査手順について、NRC の検査ガイドでは「INSPECTION REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTION
IP71124.03 In-Plant Airborne

REQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。「検査手順」「検査手引」

24

低減

Radioactivity Control and Mitigationのトータルとしての記述は原子力規制庁が用いる検査ガイドの方が多い。

Rev. 1：2021/07/21（12/21/2017）

原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査要件」の検査対象として示されている記述と、「検査手

空気中放射性物質の管理と順」の実施項目との関連が不明確である。
・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では検査前準備に係る留意事
項、検査を実施する上での手引及び留意事項、並びに現場確認を行う際の視点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイド「INSPECTION GUIDANCE」では、まず「Inspection Planning」で実施前の計画等全般についてのガイドを記述し、「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及び小項目に 1 対 1 で対応した形でガイドを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合、どの観点からの説明であるかはわかる
が、一方 NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
NRC の検査ガイドでは多数の関連文献を参照している。
25

BR0050放射性気体・液体廃棄物の検査は IP71111.01

・検査手順、原子力規制庁が用いる検査ガイドが人の放射線被ばく評価を対象としているのに対し、NRC の検査ガイドでは放射線被ばくを管理するための現場の放射線管理、作業管理を対象としている。

事項、検査を実施する上での手引及び留意事項、ウォークダウンでの視点の 4 項目があり、それぞBR00402021 年に ALARA 活動のIP71124.06: Radioactive Gaseous and・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再2.4 - 11

Radiological Hazard
Assessment and Exposure

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

管理

Liquid Effluent Treatment

処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。

Rev. 1：2021/07/21（12/21/2017）

・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、日米の事情の相違を考慮して、検査頻度、サンプル数、目安検査時間は調整されている。
・検査手順について、NRC の検査ガイドでは「INSPECTION REQUIREMENT」で検査の実施概要を含めて検査要件を記載しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「検査手順」の記載は「検査要件」にある検査項目に少し説明等を加える程度にとどめ、NRC の検査ガイドの「INSPECTIONREQUIREMENT」に対応する内容は「検査手引」で受けて記載されている。
・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では、検査対象となる設備、検査前準備に係る留意事項、検査に対する留意事項、及びウォークダウンでの視点の 4 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガ
イド「INSPECTION GUIDANCE」では、まず Inspection Planning で実施前の計画についてのガイドを記述し、INSPECTION REQUIREMENT の各項目及びその小項目に 1 対 1 で対応した形でガイドを詳細に示している。原子力規制庁が用いる検査ガイドの場合どの観点からの説明であるかはわかるが、一方 NRC の検査ガイドはわかりやすい構成となっている。
NRC の検査ガイドでは参照文献を多数挙げており、検査官が入手できる情報が豊富である。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。
・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイ
ドでは何を確認する検査かを示している。

IP71124.08: Radioactive Solid Waste
26

BR0070放射性固体廃棄物等の管理

Rev. 2：2023/05/24

Processing and Radioactive Material
Handling, Storage, and Transportation（12/21/2017）

・検査要件について、NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
・検査実施について、全体として原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドで検査の標題、対象及び検査の区分が異なっている。
・検査手引について、検査手順を受けた記述になることから全体として原子力規制庁が用いる検査ガイドと NRC の検査ガイドで検査の標題、対象及び検査の区分が異なっている。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。

27

BR0080放射線環境監視プログラム

Rev. 1：2021/07/21

IP71124.07: Radiological Environmental
Monitoring Program（12/21/2017）

・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド
では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、 NRC の検査ガイドでは、その検査の必要性を説明する「Inspection Bases」の内容を IMC 0308 に移し、IP では「IMC 0308 参照」に変更して、記載をスリム化した。
日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、調整されている。
・検査手順について、日米で検査項目は同じであり、各検査項目に対し、小項目を設け検査内容を詳
2.4 - 12

備考No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点
細に示しているが、NRC の検査ガイドの小項目は、原子力規制庁が用いる検査ガイドの項目に比べ多い。
・検査手引について、原子力規制庁が用いる検査ガイドの「検査手引」では検査前準備に係る留意事
項、検査を実施する上での手引及び留意事項、及び現場確認を行う際の視点の 3 項目があり、それぞれの項目で「検査手順」で示した各検査項目について説明を行っている。一方、NRC の検査ガイド「 INSPECTION GUIDANCE 」 で は 、 ま ず 実 施 前 の 計 画 等 全 般 に つ い て の ガ イ ド を 記 述 し 、「INSPECTION REQUIREMENT」の各項目及び小項目に 1 対 1 で対応した形でガイドを詳細に示している。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイ
クル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。

28

BR0090放射線モニタリング設備

Rev. 1：2021/07/21

IP 71124.05: Radiation Monitoring
Instrumentation（03/04/20）

・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。
・検査手順、検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、標準フォーマットに沿って、検査手順と検査手引きを分けて記載している。NRC の検査ガイドは、General Guidance にサンプ
ル選定に関するガイダンスを記載し、Inspection requirements において個々の検査要件とともにそのSpecific Guidance を記載するフォーマットとしている。
・PROGRAM APPLICABILITY については、上記 5 参照。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉、試験炉、研究開発炉、燃料サイ
クル施設、使用を対象にしている。NRC の検査ガイドは、実用炉を対象にしている。
・目的については、上記 5 参照。
・検査要件については、上記 6 参照。

BQ001029

品質マネジメントシステム

IP71152: Problem Identification andの運用

Resolution

Rev. 3：2023/05/24（02/26/15）

・検査手順について、日米とも、一部を除き、検査項目は共通（日常観察、半期検査、年次検査）している。安全文化の側面も検査に含まれる。NRC の検査ガイドでは、さらに 2 年毎のチーム検査を行う。
・検査手引きについて、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、インタビューにおける NRC の取組等を参考として紹介している。NRC の検査ガイドからの抽出ではなく、NRC の Allegation に対する調査方法の紹介である。NRC の検査ガイドでは、2 年毎のチーム検査の中に、検査結果を踏まえて
SCWE（安全を重視する職場環境）問題の有無、すなわち、自由に懸念事項を提起できる職場環境があるかどうかを慎重に評価することが含まれる。そのためのインタビュー質問例が Appendix A に示されている。
・監視領域について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは対象が実用炉、研究開発炉、試験炉、再30

BQ0050

事象発生時の初動対応

Rev. 1：2021/07/21

IP71153: Follow up of Events and Notices

処理等であるのに対し、NRC の検査ガイドでは実用炉のみを対象としている。

of Enforcement Discretion

・目的について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは根拠となる法令類を示し、NRC の検査ガイド（12/17/2015）

では何を確認する検査かを示している。
・検査要件について、日米の事情の相違を考慮し、検査対象、頻度、サンプル数、検査リソース等は、

2.4 - 13

備考No.

対応する NRC の検査ガイド

原子力規制庁が参照する検査ガイド

主な相違点

備考

調整されている。
・検査手順について、検査項目の内、事象確認、職員パフォーマンス、事象報告（LER）は日米ガイドで同じ項目となっているが、NRC の検査ガイドでは NOED（Notice of Enforcement Discretion：執行
裁量に関する通知）も対象となっている。
・検査手引について、
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは附属書 A、
NRC の検査ガイドでは Appendix
B を参照して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を示しているが、NRC の検査ガイドではさらに Appendix A（事象対応と ROP の関係をフロー図で示す）、Appendix C（イベントのフォローアップを適切行うために、プラントのレスポンスを評価するための具体的デー
タを整理したチェックリスト）を参照している。
31

BZ2010非該当使用者等

Rev. 3：2023/05/24－－
・PROGRAM APPLICABILITY については、NRC の検査ガイドでは、個々の検査が属する上位の検査プログラムが示されている。検査の適用対象が分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉の建IP 36100: Inspection of 10 CFR Part 21

設、ベンダー検査、特別及び低頻度検査で使用される。

and Programs for Reporting Defects and・目的については、事業体（申請者、事業者及び基本機器サプライヤー）が、重大な安全ハザード

Noncompliance （02/10/23）（SSH）に関わる欠陥及び不適合の報告に関する 10 CFR Part 21 の要件を有効に実施するプログラム

関連資料：を確立していることの確認である。

1.Regulatory Guide （RG） 1.234,
32－"Evaluating Deviations and Reporting
Defects and Noncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines
for Implementation of 10 CFR Part 21
Reporting of Defects andNoncompliance, February 2016

・検査要件については、正味検査時間の目安は 40 時間である。
・検査手順について、次の 5 つの側面を検査で確認する。

追加調査

01.事業体は、逸脱及び不適合の評価要件（10CFR21.21（a）（1））を有効に実行している。
02.事業体は、SSH に関わる逸脱及び不適合を特定した場合に NRC 又は影響を受ける顧客への通知責任がある責任者又は担当幹部に関する要件（10CFR21.21（d））を実行している。
03.事業体は、基本機器の調達文書の中で Part 21 の適用について明記する要件（10CFR21.31）を実行している。
04.事業体は、記録の保持要件（10CFR21.51）を実行している。
05.事業体は、掲示要件（10CFR21.6）を実行している。

IP 43004: Inspection of Commercial-

・PROGRAM APPLICABILITY については、NRC の検査ガイドでは、個々の検査が属する上位の検Grade Dedication Programs

査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉に（02/10/23）

関する建設段階検査、ベンダー検査、特別及び低頻度検査で使用される。

関連資料：
33

－

1. Regulatory Guide （RG） 1.164:
Dedication of Commercial-Grade
Items for use ㏌ Nuclear Power
Plants
2. RG 1.231: Acceptance ofCommercial-grade Design and・目的については、次のとおり。
01. 10 CFR 21「欠陥・不適合報告」要件に従って基本機器として使用する一般産業用工業品（CGIs）の調達及び受け入れに関して、原子力用途採用検証を行う事業体（製造者、第三者の原
子力用途採用検証事業体、事業者）の一般産業用工業品原子力用途採用検証プログラムが品質保証要件（10 CFR 50 App. B）に適合していることを確認する。
02. CGIs の原子力用途採用検証を行う事業体のプロセスが、実施状況を踏まえて、10 CFR 50 App.
B の該当箇所に適合しており、CGIs が意図した安全機能を発揮することを合理的に保証することを確認する。
2.4 - 14

追加調査

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

Analysis Computer Programs used in（注）Dedication は、一般産業用製品等を特定用途に採用するための検証プロセスである。ここではSafety-Related Applications for「原子力用途採用検証」とする。

Nuclear Power Plants

・検査要件については、正味検査時間の目安は 160 時間である。
・検査手順については、次の側面を検査で確認する。

3. EPRI NP-5652 and TR-102260,
Revision 1: Plant Engineering:
Guideline for the Acceptance ofCommercial-Grade Items in Nuclear
Safety-Related Applications, Final
Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1: Plant
Engineering: Guideline for the
Acceptance of Commercial-Grade

備考

01. 原子力用途採用検証を行う事業体が対象となる製品又はサービスの技術的評価に関して適切な管理方策を確立していることを確認する。10 CFR 50 B の Criterion III「設計管理」に基づき、材料、部品、設備、プロセスなどの適用が妥当かレビューする。
02. 原子力用途採用検証を行う事業体が 10 CFR 50 B の Criterion VII「調達した設備、材料、サービ
スの管理」に基づき、CGI 受け入れの適切な管理方策を確立していることを確認する。
03. 原子力用途採用検証を行う事業体が原子力用途採用検証のための計画を適切に作成及び実施していることを確認する。
04. 第三者により原子力用途採用検証された調達品の受け入れについて適切な管理方策が存在する
ことを確認する。
05. 故障した原子力用途採用検証された CGI について、評価及び分析を行う。

Design and Analysis Computer
Programs Used in Nuclear SafetyRelated Applications, Final Report,
December 2013
・PROGRAM APPLICABILITY については、NRC の検査ガイドでは、個々の検査が属する上位の検査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査、運転認可更新（LR）検査で使用される。

IP71002: License Renewal Inspection
34－（06/26/23）
関連文書：IMC 2516

・目的については、次のとおり。
01. 申請者の初回の LR（運転期間を 40 年から 60 年に延長）プログラムが、10 CFR 54「原子力発電所の運転認可更新」（以下「規則」）要件及び認可更新申請書（LRA）に従って、計画又は実行されていることを確認する
02. 経年劣化管理レビューを必要とする SSC が、規則、NRC スタッフの既存の安全評価、申請者の LR プログラムに従って適切に維持されるように、申請者がそれらに対する経年劣化管理を実施する適切なプログラムを計画又は整備していることを確認する。
03. 規則により必要とされる又は規則への適合を文書化するために必要な、情報及び文書が検索可能及び監査可能で、規則及び申請者の承認されたプログラム及び手順書に一致していることを確認する。
・検査要件については、5 名の検査官チーム（チームリーダー及び 4 名の検査官）により、およそ 5週間の検査が行われる。
・検査手順については、次の側面を検査で確認する。
01. 全体概要
LR の検査では、サンプリング・ベースで次の３つのことを検査する（02 参照）。
02. 個別検査要件
a. 対象範囲選定の検査
非安全関連 SSC のうちその故障が安全関連 SSC の機能発揮を妨げる可能性のあるものを適切に対象範囲に含めていることをサイトでのレビュー及びウォークダウンを通じて確認する。
b. 経年劣化管理プログラムの検査
2.4 - 15

追加調査

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

申請者がパッシブで長寿命の SSC を適切に管理してきたこと、運転延長期間において系統の経
年劣化影響が適切に管理されることをレビュー及びウォークダウンにより確認する。
c. 年次更新／未解決事項の検査
申請者は、LRA の審査期間中に、プラント又は現行認可基準を変更する（NRC の審査や検査で指摘された問題への対応含む）可能性があり、LRA の更新内容を毎年 NRC に提出する。NRC は
この変更について検査する。また、地方局長の判断で、未解決事項の検査を行う。
・検査手引きについて、
01.共通ガイダンス
・この検査は、初回の LR 申請が承認される前に行われる。検査では、申請者が規則に適合しており、LRA 及び NRC の安全評価に一致する LR プログラムを計画又は実施していることを確認する。LRA 年次更新で報告された変更のほか、前回の検査や LRA 審査で摘出された未解決事項についても検査する可能性がある。
・検査官は、対象プラントの LRA 及び NRC の安全評価をよく理解しておくこと。検査前に見ておくべき LR 要件及びガイダンスは参考文献参照。
・検査では、LR プログラムに関連する裏付け文書をレビューし、規則で要求される又は規則への適合を検証する上で必要となる文書が、規則の要件（10CFR 54.13, 54.37）、LRA 並びに承認済プログラム及び手順書に整合して、監査可能かつ検索可能なフォームに維持されていることを確認する。
02.個別ガイダンス（省略）・PROGRAM APPLICABILITY については、NRC の検査ガイドでは、個々の検査が属する上位の検査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。この NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プログラム、運転認可更新（LR）検査プログラムで使用される。

IP71003: Post-Approval Site Inspection
35－

for License Renewal （08/11/23）
関連文書：IMC 2516*2

・目的については、次のとおり。
01. 更新後の運転認可に関わる認可条件、規制上の誓約、選定した経年劣化管理プログラム（AMP）、時間制限経年劣化解析（TLAA）、及び LR 活動が、実施されていること及び／又は完了したこと、また、経年的な劣化が特定され、是正されていることを確認する。
02. 規制要件（10 CFR 54.37（b））に従い、LR 又は SLR（2 回目の LR：運転期間 60 年から 80 年
への延長）プログラムの対象範囲に含めるべき「新たに特定された」SSC が、更新済み UFSARに含まれており、経年劣化管理レビュー又は TLAA 評価に従うことを確認する。
03. 上記 01 で述べた AMP 及び関連する活動が UFSAR に含まれている又は含まれる予定であること、そのプログラムに関する記載内容は事業者が実施したプログラムに一致していることを確認する。
04. LR 又は SLR の認可条件変更に関して、事業者が NRC に 10CFR 50.90 に従って認可変更申請を提出していること；UFSAR 補遺の変更を 10 CFR 50.59 に従って管理していること；規制上の誓約の変更を RIS 2000-017 でエンドースされた NEI 99-04「NRC 誓約事項の変更管理ガイドライン」に従って管理していることを確認する。
05. 該当する場合、UFSAR での運転経験（OE）活用の記載に一致して、プラント個別の及び産業界の OE の観点から、適宜、AMP が改善されている又は新たな AMP が作成されていることを確認する。
06. 事業者が経年関連の劣化に対して、是正処置プログラム（CAPs）に関する NRC 規制に適合し2.4 - 16

追加調査

No.

原子力規制庁が参照する検査ガイド対応する NRC の検査ガイド

主な相違点

備考

ていることを確認する。
・検査要件については、プラントによる差が大きいため、一様のサンプル規模、検査リソース目安は示していない。リード検査官が判断する。
・検査手順については、次の側面を検査で確認する。
フェーズ I～IV は、LR の検査に対応し、通常 40 年から 60 年への初回の運転延長期間（Period ofExtended Operation：PEO）に関わる検査である。フェーズ V～VI は、SLR の検査に対応し、通常60 年から 80 年への 2 回目の PEO に関わる検査である。
LR の検査01. フェーズ I～III に関する一般的検査要件
02. フェーズ IV に関する一般的検査要件
SLR の検査03. フェーズ V に関する一般的検査要件
04. フェーズ VI に関する一般的検査要件
05. 検査スケジュール
・検査手引きについて、以下の項目のガイダンスを示す。
01.文書レビュー
02.検査サンプル選定時の考慮事項
03.サンプル及び検査の規模
04.フェーズ I～III 及び V のサンプル選定
05.フェーズ IV 及び V のサンプル選定
06.懸念事項の処理
07.文書化ガイド
・PROGRAM APPLICABILITY については、NRC の検査ガイドでは、個々の検査が属する上位の検査プログラム IMC が示されている。検査の適用対象が分かる。NRC の検査ガイドは、実用炉に関する特別及び低頻度検査プログラム、認可更新（LR）検査プログラムで使用される。

IP71013: Site Inspection for Plants with a36－

Timely Renewal Application（06/26/23）
関連文書：IMC 2516

・目的については、次のとおり。
01. 認可条件などの活動に関する誓約、認可更新の審査中に提案された他の誓約、選定した AMP、
及び TLAA が、計画され、実施され、完了していることを確認する。
02. 認可更新申請書（LRA）の審査中において、現行認可基準（CLB）の変更について報告提出を要求する規制要件（10 CFR 54.21（b））に従い、認可更新申請書が毎年更新されていることを確認する。
03. 「新たに特定された」SSC が、規制要件（10 CFR 54.37（b））に従い、UFSAR の毎年の更新に含まれていることを確認する。
04.上記 01 で述べている AMP 及び関連活動について、UFSAR 補遺に含まれている記載が、事業者が実施を提案しているプログラムと整合していることを確認する。
05. LR のために事業者が実施又は完了を合意している規制上の誓約に対する変更が、NEI 99-04（RIS 2000-017 でエンドース）に従って評価されていること、また、UFSAR に含まれている LR 活動に対する変更が、10 CFR 50.59 に従って評価されていることを確認する。
・検査要件については、検査時間合計は、1 ユニット・サイトで約 1,120 時間、2 ユニット・サイト
で約 2,052 時間、3 ユニット・サイトで約 2,850 時間である。
・検査手順については、次の側面を検査で確認する。
01. 一般的な検査要件
a. 事業者が実施を誓約した措置（認可条件、LR レビュー中に提案された誓約事項、AMP、
2.4 - 17

追加調査

No.

対応する NRC の検査ガイド

原子力規制庁が参照する検査ガイド

主な相違点

備考

TLAA）を適切に実施していることを確認する。
b. 審査中の CLB 変更を報告するという規制要件（10 CFR 54.21（b））に従って、LRA が毎年更新されていることを確認する。
c. 「新たに特定された」SSC が、規制要件（10 CFR 54.37（b））及びガイダンス RIS 2007-016）
に従って、毎年の UFSAR 更新に含まれている又は含まれる予定であることを確認する。
d. UFSAR 補遺の改訂版における AMP 及び TLAA の記載が、実施されている AMP 又は TLAA に一致していること、また、「新たに特定された」SSC を含めることで生じた変更が UFSAR 補遺に含まれていることを確認する。
e. 事業者が、必要に応じて、規制に関わる誓約事項の変更を NEI 99-01（RIS 2000-017 でエンドース）に従って、評価及び報告していることを確認する。規制要件（10 CFR 50.59）に従って
UFSAR の一部に取り込まれている LR 活動の変更についてレビューする。AMP、TLAA、及び他の LR 活動に関して、予定されている変更についてレビューする。

37

－

－

・検査手引きについて、以下の項目のガイダンスを示す。
01.一般的なガイダンス
事業者が、規制要件に従って運転認可期限の 5 年以上前に適切な内容の LRA を提出している場
合、現行認可期限は LRA の審査が決着するまで有効とみなされる。更新される認可に関する NRCの決定が、運転延長期間に入る前に完了しない可能性がある。このような場合、IP 71003（LR 承
認後のサイト検査）が適用できない。事業者は現行認可基準に従った活動を継続することになる。
それゆえ、IP 71013 を作成し、タイムリーな更新（例えば、更新される認可の承認なしで現行認可
期限の終了に達する場合）になりそうな申請者の LR プログラムを NRC が検査できるようにした。
03.文書レビュー
04.検査サンプルに関する考慮事項
05.サンプルサイズ
06.検査サンプル選定
07.懸念事項の処理
原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした 2018、2019 年頃までの IP と最新版 IP の状況について、その主な相違を整理し、参考資料としてまとめた。（詳細は 2.3.2.37 参照）

2.4 - 18

追加調査

3

検査ガイドの改善内容の検討

3. 1

はじめに

原子力規制庁が参照する検査ガイド及び NRC の検査ガイドの比較調査結果より、日米検査ガイド間における主な相違を整理、抽出した結果から、原子力規制庁が用いる検査ガ
イドに対する改善内容の検討を行った。具体的には、日米検査ガイドの比較調査結果から得られた両者間の主な相違点を踏まえて、今後原子力規制検査の運用改善に資するような改善点を抽出し、改善内容の検討を行った。以下に、改善内容の検討結果を示す。
3. 2

検査ガイドの改善内容の検討結果

原子力規制庁が参照する検査ガイド及び NRC の検査ガイドの比較調査結果から得られた主な相違点を踏まえて、整理した主な改善内容の検討項目を以下に示す。
・検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備・検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直し
・分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化
・規制検査関連用語の定義の整備
・検査ガイドの目的の記載内容のスリム化
・追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充
・パフォーマンスベースドに基づく検査ガイダンスに向けた見直し及び検査適用対象の再整理
上記の各検討項目に対する改善内容の検討結果を 3.2.1～3.2.7 にまとめた。
3. 2. 1 検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備
3. 2. 1. 1 検討の内容
原子力規制庁が用いる検査ガイド、NRC の検査ガイドにおいて、それぞれの法体系や考え方等国事情のほか、施行の開始時期、これまでの実施経緯、検査経験の蓄積から、日米の検査ガイドにおける全体体系、図書構成が異なっていることが分かった。以下に、検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備として、改善内容の検討を行った結果を示す。
①検査ガイドの全体体系おいて、IMC 図書のような検査ガイドを導入し、検査の方針（上位図書）と検査方針の実施（下位図書）を明確にし、整備する。

3.1 - 1

検査ガイドの全体体系の中で、IMC 図書のような検査ガイドを導入し、検査の方針（上位図書）と検査方針の実施（下位図書）を明確にし、整備しておけば、検査の現場で行動する検査官にとって、どういう方針で、どのような検査手順で検査すれば良いかははっきりするので、「なんのための検査ガイドか」などといった曖昧さを解消することができる。
また、検査活動を行う検査官が現場での「迷い」「不明瞭」といった不安を取り除くことにもつながる。NRC の IMC、IP とも膨大な数の図書があり、普段それほど高い頻度で使用されていない検査ガイドもある。現状では、原子力規制庁が用いる検査ガイドの体系を
NRC の検査ガイドの体系のようにいきなり整備することが非現実であるから、例えば、以下のようなステップで整備することを提案する。
短期的には、IMC 図書のような検査ガイドを導入し、検査の方針（上位図書）と検査方針の実施（下位図書）を明確にし、検査ガイドの体系を整備する。この中で、原子力規制庁で使用頻度の高い検査ガイドを中心に、個別の検査ガイドの内容を見なおしつつ、必要とされる検査ガイドを新規作成する。
中長期的には、今すぐに整備せずとも、近い将来必要とされる個別の検査ガイドを増やしつつ、検査ガイドの全体で NRC の検査ガイドに近い体系に近づく形で整備していく。
使用頻度が低いが、整備したほうが良いような検査ガイドなどは、この期間に徐々に整備し、充足していくことが効率的である。
②検査ガイドの図書構成について、できる限り統一したフォーマットを導入する。
検査ガイドの図書構成について、基本検査ガイド系のフォーマットは標準化されていると思うが、他のものについてもできる限り統一したフォーマットを導入することを提案する。共通した図書構成であれば、参照する際に、知りたい情報を素早く探し出せる効率が良い。現場で検査活動を行う検査官が共通した検査ガイドを手に取って、共通した見方でほしい情報を漏れなく素早く探せる、重要な検査情報の見落とし防止にもつながるなど、検査官にとって使い勝手の向上だけでなく、検査業務の効率向上にもなる。また、フォー
マットの統一により、標準フォーマットで作成された検査ガイドの内容を習熟しやすいメ
リットがある。とくに、膨大な検査ガイドを前にする若手、新人検査官にとって、検査ガ
イドの早期習得の助けになる。検査ガイドの研修・習熟にかかる莫大な労力やコストの低減につながる。
一方で、統一したフォーマットで対応しにくい個別の検査ガイドもある。こういった検査ガイドについては、無理に統一せず、その検査ガイド固有のフォーマット（特別フォーマット）で対応することも許容する。ただし、こういった検査ガイドの数を少なくすることが重要である。
NRC も検査ガイドの改善活動の一環として、各検査ガイドの図書構成についても、ある程度の統一を意識した改善活動を継続的に実施している。特に、2018 年頃以降、図書構成

3.1 - 2

の統一化を図ってきた。これが、検査ガイドの図書構成の標準化を目指すもので、今後も継続して強化される方向に進むと見られている。
③参考文献の記載及び記載手法の統一
検査ガイド参考文献の記載においては、NRC の検査ガイドに必ず参考文献を記載している。かつ、参考文献の数も比較的多い。対して、原子力規制庁が用いる現行検査ガイドには、参考文献の内容を記載するものと記載ないものが混在している。中には、参考文献という項目自体がない、あるいは参考文献項目があるものの、関連性のある参考文献を記載している文献数が比較的少ない。今後の検査ガイドの改善で、参考文献の記載及びその充足を提案する。
検査ガイドに関連するすべての参考文献を整備し、揃えることで、検査官にとって使い勝手の良い検査ガイドになる。検査ガイドそれぞれに合致した規制文書、規則、民間基準や規程などの参考文献が記載されていると、検査ガイドの来歴、根拠、引用文言などは明確に分かる利点がある。例えば、検査活動の中で、検査官がちょっとした疑問や不明点などに遭遇した際に、これらの参考文献が有力な手掛かりになることがある。参考文献を索引すれば、検査官が資料を探し回したり、聞きまわしたりするといった探索の行動（時間）が軽減され、かなりの部分で検査官自ら疑問や不明点などを解消（問題解決）ことができる。また、関連の文献が新しい内容が追加される際、検査官はその都度、最新の技術
情報やトレンドについても、すぐに知る（アクセスしやすくなる）ことも大きなメリットである。参考した NRC 検査ガイドもリストに加える価値がある。
参考文献の内容が整った検査ガイドがあれば、最終的にその検査ガイドを使用する検査官にとって、検査業務の効率向上につながり、引いては、原子力規制庁が行う規制検査業
務の行政効率の向上にもつながる効果がある。
④改訂情報の記載
図書の改訂情報の記載について、NRC の検査ガイドでは、図書の終わりに必ず改訂情報を付しており、原子力規制庁が用いる検査ガイドに比べ、改訂の内容、量のほか、記載手法等において日米の検査ガイドには違いがあることが分かった。
記載情報の内容、量について、原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、改訂日付、簡潔な改訂履歴を示している。特に改訂内容記載が簡単なキーワードか短い表現で記載されていることが多い。対して、NRC 検査ガイドには、どの改訂において、どこの何をどう改訂したかなど、改訂履歴を通じて主な改訂の概要を比較的に掴みやすくなっている。
改訂の記載手法について、NRC の検査ガイドの改訂では、検査ガイド本体の中で、従前の版と区別できるように、改訂したすべての関係箇所を赤字で示している。いつ、どこで、どのように改訂されたかは、一目でわかるようになっている。この点、原子力規制庁
が用いる検査ガイドの改訂版では、赤字による表記がなく、従前の版との違いは見えない（分かりにくい）。

3.1 - 3

今後、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善活動の中で、NRC の検査ガイドのように、統一的な記載要領で改訂情報の記載を行い、改訂内容も拡充することを提案する。
⑤民間基準や規程類のエンドースと活用
NRC が行う規制検査の中で、適宜民間の進んだ基準や規程類等をエンドースし、活用する仕組みがある。エンドースすることで、民間の知恵を活用し、リソースやコストの節約につながる。このエンドースの仕組みの最大のメリットは、民間で進んだ技術情報や最新の動向をいち早く規制に取り込み、これを活用し、規制等業務（規制行政）の効率向上は図れる。また、エンドースの仕組みを活用することで、既存の規制に欠けている、あるいは不足している領域や内容において、最初から莫大な労力や資源を投入して図書整備をしなくても済む。その結果として、大きなリソースやコストの節約になり、エンドースの仕組みを活用するメリットが大きい。ただし、エンドースとその活用には、必要な検討やそれに伴う検証作業プロセス等相応の事前整備が必要である。
日本においては、民間基準や規程類のエンドースに対して、米国の事情と違い、エンドースに必要な技術的支援といった要素以外に、日本独自の法体制、規制、社会、文化などから来る様々な制約を乗り超える必要がある。今後、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善活動において、民間の知恵を活用するという観点から、NRC の手法を倣い、原子力規制庁の規制検査に合った民間基準や規程類を積極的に活用すれば良いと考えられる。

3.1 - 4

3. 2. 1. 2 検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備のまとめ
検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備について、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備における改善内容の検討のまとめ：・検査ガイドの全体体系おいて、IMC 図書のような検査ガイドを導入し、検査の方針（上位図書）と検査方針の実施（下位図書）を明確にし、整備する。
・検査ガイドの図書構成について、できる限り統一したフォーマットを導入する。
統一したフォーマットで対応しにくい個別の検査ガイドがあれば、無理に統一せず、その検査ガイド固有のフォーマット（特別フォーマット）で対応することも許容する。
・参考文献の記載及び記載手法の統一
・改訂情報の記載、NRC の検査ガイドのように、統一的な記載要領で改訂情報を記載
し、どこをどう改訂したか主要な内容が分かるように記載する。
・民間基準、規程類のエンドースとその活用

3.1 - 5

3. 2. 2 検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直し
パフォーマンスベースト、リスクインフォームドの検査では、その検査で何をサンプルに選ぶかが一つの重要なポイントになる。そのため、検査ガイドには、サンプル選定の指針となるガイダンスをできる限り具体的に、また、分かりやすく示すことが必要になる。
日米の検査ガイドを比較すると、全体として NRC の検査ガイドは、サンプル選定の重要性を意識して具体的なガイダンスを示しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドは具体的に示しているものとそうでないものが混在している。
以下に、サンプル選定に関して、日米の検査ガイドで同等のガイダンスを示しているものとそうでないものの例を示し、サンプル選定の指針となるガイダンスの改善についての検討を示す。
3. 2. 2. 1 検査ガイドのサンプル選定ガイダンスの比較検討
3. 2. 2. 1. 1 日米で同等のガイダンスを示している例
3. 2. 2. 1. 1. 1 ヒートシンクの性能
日米で同等のガイダンスを示している例として、次の検査ガイドがあり、以下にその比較検討を示す。
・基本検査運用ガイド BM1040「ヒートシンク性能」（改正１、2023/05/24）
・NRC 検査ガイド IP 71111.07 Heat Sink Performance（12/08/16）
また、NRC 検査ガイドの最新版（08/18/23）について補足情報を示す。最新版では、分散して記載されていたガイダンスを一カ所にまとめている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドをベースに作成していることから、ここでのサンプル選定に関するガイダンスはほぼ同様である。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査要件、検査手順、検査手引きにサンプル選定に関する記載が含まれている。それぞれの箇所について、日米の検査ガイドを比較しながら、検討した内容を以下に示す。
①検査要件におけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「原子力施設のリスク情報等から得られる安全上の重要度を考慮し、検査対象を選定する」と記載している。これは、多くの検査ガ
イドに共通して記載されている一般的な内容である。どう「考慮」するか、具体的に3.2.2 - 1

は示していない。
・NRC の検査ガイドには、この部分に直接対応する記載はない。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）（直接の対応箇所なし）②検査手順におけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「工学的な分析や判断、運転経験、性能履歴、適用される高経年化対策や変更認可に基づいた他の保守プログラムの実施による強化などの要素」とともに「リスク情報に基づく見識」を適用することを指示している。
ただし、適用の仕方は具体的に示されていない。
・なお、「変更認可」という用語は、修正が必要である。NRC 検査ガイドの renewed
license を訳したものと考えられるが、NRC の検査ガイドでは「更新された運転認可」、すなわち、運転期間を 40 年から 60 年に延長する運転認可を意味している。日
本で「変更認可」をいう場合、保安規定の変更認可を含む様々な変更認可がある。より正確な用語（訳語）に修正すべきである。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.2 - 2

（NRC 検査ガイドからの抜粋）③検査手引きにおけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
・日米の検査ガイドとも内容は同様である。
・また、日米の検査ガイドとも、表形式にまとめて、どの監視領域について、検査では何を確認するか、対象とすべきリスク上の優先度が高いものは何か、その具体例は何かを示している。これにより、サンプルの選定の仕方を具体的に示している。
・ただし、一部、表現の相違がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「共通原因故障に着目して対象範囲を検討し、その結果を踏まえてサンプルを選定するとよい」と婉曲に表現して、共通原因故障に着目することを一つの方法として提案している。
一方、NRC 検査ガイドでは「共通原因故障は、コーナーストーンへの影響を判断するために検査対象とすべきである」（抄訳）として、対象範囲に含めることを強く推奨している。
・なお、原子力規制庁が用いる検査ガイドの表 4 で、リスク優先度の欄に「共通的な問題」と記載されている。これは NRC 検査ガイドの common-cause issues を訳したものと考えられるが、common-cause は「共通原因」（「共通要因」とも）と訳すべきものなので、適切な訳語に修正すべきである。

3.2.2 - 3

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

・・・
（中略）
・・・

3.2.2 - 4

（NRC 検査ガイドからの抜粋）④NRC 検査ガイダンスの最新版の記載
上記①～③に示したように、サンプル選定に関するガイダンスは、原子力規制庁が用いる検査ガイドと当時の NRC の検査ガイドでは、分散して記載されている。これに対して、NRC の検査ガイドの最新版（08/18/23）では、サンプル選定に関するガイダンスが「一般ガイダンス」の中にまとめられている。また、リスク上優先度の高い問題を重視することを明確に記載している。

3.2.2 - 5

（NRC の検査ガイドの抄訳）
71111.07-02

共通ガイダンス

どの熱交換器及び／又はヒートシンクを検査対象に選ぶかを決めるために、工学的分
析及び判断、運転経験、過去の検査結果、性能履歴、及び更新された運転認可又は他のプログラムの措置（例えば検査、試験）でライセンシーが実施に合意したものなどの他の要素とともに、リスク情報を活用した考察を適用する。
（中略）
サンプル選定のガイダンスとして、次の表（注 1）を参照。リスク上優先度の高い問題を重視する（すなわち、妥当な発生確率がある共通原因故障は、コーナーストーンへの影響を判断するために検査対象とすべきである）。熱交換器又はヒートシンクの検査に関する追加情報は IP 71111.21M 付録 E（注 2）参照。
注1

内容は、上記の IP 抜粋の表（原子力規制庁が用いる検査ガイドでは表 4）参照

注2

IP 71111.21M: Comprehensive Engineering Team Inspection （CETI）, Appendix E:
Heat Exchanger/Heat Sink Samples

3. 2. 2. 1. 2 日米で同等のガイダンスが示されていない例
3. 2. 2. 1. 2. 1 保全の有効性評価
日米で同等のガイダンスが示されていない例として、次の検査ガイドがあり、以下にその比較検討を示す。
・基本検査運用ガイド BM0060「保全の有効性評価」（改訂 0、2020/04/01）
・NRC 検査ガイド IP 71111.12: Maintenance Effectiveness（11/26/19）
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、実用炉、試験炉、研究開発炉、サイクル施設、使用等を広く対象としている。NRC 検査ガイドは実用炉を対象としている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドをベースに作成したものではな
く、従来の検査ガイドをベースに取りまとめられたようである。サンプルの選定に関するガイダンスには、日米間でかなりの相違がある。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査要件、検査手順、検査手引きにサンプル選定に関する記載が含まれている。それぞれの箇所について、日米の検査ガイドを比較しながら、検討した内容を以下に示す。
①検査要件におけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、「原子力施設のリスク情報等から得られる安全上の重要度を考慮し、検査対象を選定する」と記載している。これは、多くの検査ガ

3.2.2 - 6

イドに共通して記載されている一般的な内容である。どう「考慮」するか、具体的には示していない。
・NRC の検査ガイドには、この部分に直接対応する記載はない。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC の検査ガイドからの抜粋）（直接の対応箇所なし）②検査手順及び検査手引きにおけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、具体的なサンプル選定方法が記載されていな
い。
例えば、検査手順については、次のとおりである。
✓

様々な情報を収集すべきことが長いセンテンスで書かれているが、この中で「寄与度の変化を見極めるために必要な情報」が何か、具体的な情報を示していな
い。また、列記された多数の情報をすべて入手するとしているが、その理由が示されていない。一般的には、列挙されたものの中から適当なものをピックアップ
して利用するために示すことが多い。

✓

さらに、これら収集した情報のデータに基づき、列挙された様々な側面を評価した上で、その結果を考慮して、検査対象を選定するとしているが、データの種
類、評価方法、評価事例など具体的な内容を示していない。

✓

さらに、以上を行った上で、その他の監視活動の結果を踏まえて検査対象を選定するとしている。

✓

このような記載内容から、サンプル選定の方針及び方法を具体的に読み取ることは難しい。

また、検査手引きについては、次のとおりである。
✓「リスク情報を活用するほか、以下の観点を考慮し、選定すること」としているが、考慮の仕方を説明しておらず、サンプルを絞り込むための具体的な指針や視点を示していない。

一方、NRC の検査ガイドでは、Appendix として、検査の開始から終了までのフローチャ

3.2.2 - 7

ートを示し、入り口の部分でサンプル選定について説明している。
✓

サンプル選定方法には、ブロック１（課題／問題指向）とブロック 2（SSC／ト
レイン／機能指向）の 2 通りがある。

✓

いずれの方法も、SSCs の性能又は状態の劣化、若しくはライセンシーが提案した是正措置に懸念がある場合が対象となる。安全上の重要度が高い SSCs に重点を置く。

✓

情報源の候補、産業界の運転経験情報の候補、サンプルの選定で考慮すべき事項
が具体的に記載されている。詳細は、下記の「NRC 検査ガイドの抄訳」参照。

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.2 - 8

（NRC の検査ガイドからの抜粋）（注）付録 A：保守有効性に関するルーチンの検査のフローチャートの一部を抽出した。
枠内の数字は下記の説明におけるブロック番号に対応する。

3.2.2 - 9

（NRC の検査ガイドの抄訳）
開始
SSC の性能又は状態の劣化、若しくはライセンシーが提案した是正措置に懸念がある。安全上の重要度が高い SSC に重点を置く。
ブロック 1&2 共通のスクリーニング
レビュー対象の設備問題を特定及びスクリーニングする。選定する問題は、信頼性、アベイラビリティ、作業方法、又は共通原因故障に関わるものである。長期運
転期間中のプラントの場合、設備問題のスクリーニングでは、検査又は試験が容認
基準を満たさなかった受動的な長寿命 SSC を含めるべきである。
ブロック 1－課題／問題指向アプローチによるサンプル選定
下記に示す情報源（又は入手可能な他の情報源）を用いて、保守規則（MR）対象
範囲の SSC の性能（信頼性及び／又はアベイラビリティ）又は状態に関する問題を特定する。長期運転期間中のプラントについては、検査又は試験が容認基準を満たさなかった受動的な長寿命 SSC に関連する問題を考慮する。保守有効性に影響すると思われる事例、作業方法の更なる評価を要する事例、共通原因故障に関連すると思われる事例をレビューする。
ブロック 2－SSC／機能指向アプローチによるサンプル選定
選択した SSC の性能又は状態の履歴をレビューし、性能又は状態の劣化又は低下傾向を特定する。保守有効性に影響すると思われる事例、作業方法の更なる評価を要する事例、共通原因故障に関連すると思われる事例をレビューする。
情報源
以下は、網羅リストではなく、検査官に、評価対象の設備問題に関する情報源の候補を示すものである：⚫ 運転記録（手動及び自動）⚫ プラント事象報告／状態報告⚫ Tech Spec アクションステートメントのログ⚫ 系統又は機器の作業指示の履歴⚫ 安全系アンアベイラビリティ及びアンリライアビリティのパフォーマンス指標
データ⚫ その他の信頼性及びアベイラビリティデータ（MR、PRA、INPO/WANO）⚫ MR の（a）（3）による定期評価⚫ 是正処置プログラム文書

3.2.2 - 10⚫ オペラビリティ評価又は不適合報告⚫ 一時的な系統変更の図書⚫ 保守（又は機器）履歴データベース⚫ 系統「健全性」報告⚫ 予測的保全試験又は状態監視結果（サーモグラフィ、潤滑油分析、振動分析、他の供用期間中試験結果など）⚫ ライセンシーの構造物監視プログラムの一環として完了した、写真、調査、検査を含む、構造物に関する定期状態監視報告⚫ 保守規則プログラムの図書⚫ プラント・ウォークダウンでの観察事項及びプラント状態情報⚫ ライセンシー担当者にインタビュー（保守担当、作業計画担当、系統エンジニ
ア、運転員など）⚫ ライセンシーの会議で議論された情報⚫ 産業界の運転経験（IOE）情報⚫ 運転員の煩雑な作業のログ⚫ 制御室設備欠陥のログ
以下は IOE の情報源である：⚫ NRC 一般通達
⚫ 10CFRPart21 通知（及び NRC 外部ウェブサイトに掲載されたもの）⚫ 原子力発電運転協会（INPO）の通知⚫ INPO の機器性能情報交換（EPIX）⚫ Nuc Net
⚫ ベンダーの技術ブレティン又は他の書簡（ベンダー設備技術情報プログラム（VETIP）-NRC Generic Letter 90-03 も参照）
⚫ オーナー及びユーザー・グループの情報⚫ 電力研究所（EPRI）発行の IOE 情報⚫ NRC 原子炉規制局（NRR）運転経験部門
サンプルの選定では、以下を考慮する：⚫ 問題／課題、又は影響を受ける SSC （s）／機能（s）のリスク上の重要度、⚫ 問題の継続期間及び頻度、⚫ 問題が SSC の性能（信頼性及びアベイラビリティ）又は状態に与える影響、⚫ 問題の結果、Tech Spec の LCO（運転制限条件）に頻繁に又は繰り返しエントリするか、⚫ 問題がライセンシーの組織に与える影響（すなわち、運転員及び保守要員が、

3.2.2 - 11

問題解決のために頻繁な作業に取り組まなければならないか？）⚫ 問題の明白な原因が共通原因故障を引き起こす可能性があるか。
⚫ その問題が過去どの範囲まで検査されたか。
⚫ 更新された認可（40 年以上）に対して発行された安全評価報告。
（以下省略）
3. 2. 2. 1. 2. 2 系統構成
系統構成について、日米の検査ガイドとして、次のガイドがある。以下に、その比較検討をした内容を示す。
・基本検査運用ガイド BO1020「設備の系統構成」（改訂 1、2023/05/24）
・NRC 検査ガイド IP 71111.04: Equipment Alignment（12/20/18）
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。NRC の検査ガイドは実用炉を対象としている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、NRC の検査ガイドをベースに作成したものと考えられる。標準的系統構成確認は Partial Walkdown Sample に、包括的系統構成確認はComplete Walkdown Sample におよそ対応している。ただし、サンプル選定に関するガイダ
ンスには、日米間でかなりの相違がある。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、検査要件、検査手順にサンプル選定に関する記載が含まれている。それぞれの箇所について、日米の検査ガイドを比較しながら、検討した内容は下記の通りである。
①検査要件におけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、原子力施設のリスク情報等から得られる安全上の重要度を考慮して選定することが記載されている。これは、多くの検査ガイドに共通して記載されている一般的な内容である。どう「考慮」するか、具体的には示していない。
・NRC の検査ガイドには、この部分に直接対応する記載はない。

3.2.2 - 12

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC の検査ガイドからの抜粋）（直接の対応箇所なし）②検査手引きにおけるサンプル選定の記載
ここでの記載内容については、次のとおりである。
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、サンプル選定方法が記載されているが、サンプ
ルを絞り込むために必要な具体的な説明が不足している。
標準的系統構成確認については、次のとおりである。
✓「検査対象は、プラントの状況を考慮して検査実施の都度に選定する」としているが、どのような状況を選定対象とするか、具体的に示していない。

✓「サンプルの選定に際して、システム・機器の安全重要度の短期的な変動に着目」としているが、安全重要度の変動とは何か、具体的に示していない。

✓「システム・機器や事故シーケンスのリスクに対する寄与度の変化を考慮する」としているが、どのように考慮するか具体的に示していない。

✓「上記データに基づき各システム・機器の安全重要度を総合的に評価し、検査対象とするシステム・機器を選定する」としているが、総合的な評価とはどのようなものか具体的に示していない。

また、包括的系統構成確認については、次のとおりである✓「システム・機器の安全重要度の短期的な変動以外にも、他の要因（例えば、工学的解析・判断、運転経験、パフォーマンス履歴、運転モード、検査官による監視活動の履歴及び結果）を考慮し、検査対象とするシステム・機器を 2 つ選定する」としているが、どのように考慮するか、具体的に示していない。

3.2.2 - 13

一方、NRC の検査ガイドでは、「共通ガイダンス」にサンプルの選択に関するガイダン
スをまとめている。次のとおりである。
✓

サンプルの選択に関して、最もリスク上重要な系統がどのようなものか、注意点
とともに具体例を示している。また、必要であれば、リスク上の考察を考慮すること、その適用はライセンシーの認識を評価するためのものであることを説明している。

✓

また、表形式に整理して、コーナーストーン別に、検査の目的、リスク上優先度の高い事項（運転中と停止中に分けて示している）、その具体例を示している。

✓

さらに、リスク上重要な系統又はトレインの選定対象、系統／トレインのウォー
クダウンサンプルを選択する場合の考慮事項も整理して示している。

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.2 - 14

（NRC の検査ガイドからの抜粋）（上記 NRC 検査ガイド抜粋の抄訳）
一般ガイダンス
部分ウォークダウンのサンプルは、四半期毎に、また、複数ユニット・サイトでは各ユニットについて年間で、合理的な配分を考慮して選択する。
サンプルの選択に関して、最もリスク上重要な系統は、冗長トレインやバックアップ
トレインではない可能性がある（例えば、最もリスク上重要な系統は、冗長トレインや
バックアップトレインに電力を供給する電源母線の可能性がある）。利用可能であれ
ば、所定のプラント系統構成における重大な開始事象に関するリスク上の考察を考慮に入れる。その考察は、10 CFR 50.65（a）（4）（保守作業の事前リスク評価とそれに基づ
くリスク管理）に基づく補償措置の必要性に関するライセンシーの認識を評価するために使用されるべきである。詳細は、IP 71111.13「保守リスク評価と緊急作業管理」参照。
以下の表は、サンプルの選択に関する一般的な検査ガイダンスである。

3.2.2 - 15

3.2.2 - 16

（上表に続く NRC 検査ガイドの記載の抄訳）
リスク上重要な系統／トレインを選定する。現在のプラント・コンフィギュレーショ
ン（供用外、運転不能、又は劣化状態を考慮）、若しくは最近復旧されたリスク上重要な系統／トレインで長期の系統停止／保守／変更／試験を終えたもの、若しくはリスク上重要な系統／トレインで供用外のものから選定する。
系統／トレインのウォークダウンサンプルを選択する場合、以下を考慮する：⚫

サイト個別のリスク研究から得られたリスク情報を活用した考察⚫

可能性のある事故シーケンス下での運転員の行動及びアクセス

⚫

運転経験

⚫

性能履歴

⚫

設備のコンフィギュレーション（例：供用外、運転不能、劣化）。

⚫

過去のウォークダウンサンプル⚫

停止、保守、変更、又は試験を終了して最近復旧した設備

他のトレインが供用外の場合、保護された運転可能なトレインのウォークダウンを検討する。

3.2.2 - 17

3. 2. 2. 2 検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直しのまとめ
検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直しについて、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直しのまとめ：・全体として、NRC の検査ガイドはサンプル選定の重要性を意識して具体的なガイダンスを示しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドは具体的に示しているものとそうでないものが混在している。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドについて、今後の改善で、サンプル選定に関するガ
イダンスを、記載場所を一カ所に決めてまとめて示す。NRC 検査ガイドでは General
Guidance にまとめて記載している。
・サンプルをどのように絞り込むか、そのイメージができるように具体的に分かりやす
く説明を付する。NRC の検査ガイドでは、何を優先（重視）すべきか（例えば、リス
ク上重要な系統を重視する）、どのような情報から判断できるか（リストで例示す
る）、具体例にはどのようなものがあるかなどを示している。監視領域別に検査の視点や優先度の高い事項、事例を表に整理して示す方法なども適宜活用している。
・サンプル選定における注意事項があれば、例えば、「最もリスク上重要な系統は、冗長
トレインやバックアップトレインではない可能性がある。最もリスク上重要な系統は、それらに電力を供給する電源母線の可能性がある。」など、その具体的内容を示す。

3.2.2 - 18

3. 2. 3 分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化

3. 2. 3. 1 検査手順、検査手引における日米の検査ガイドの対応項目検査を実施する際に、検査官にとって特に重要になる検査ガイドの記載項目として、検査の実施手順がある。原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、多くの場合、一つの検査ガ
イドに「検査手順」及び「検査手引」がある。
「検査手順」及び「検査手引」の記載内容については、ガイドによって多少の違いがあるが、基本的には、「検査手順」に検査項目及び概要を記載し、「検査手引」に検査の具体的実施内容、検査に際しての留意点等が記載されている。
一方、NRC の検査ガイドでは、「検査手順」及び「検査手引」に対応する項目は一般的に以下のようになっている。
2018 年以前の検査ガイドでは、「INSPECTION REQUIREMENTS」及び「INSPECTIONGUIDANCE」がある。最近 NRC から発行される最新版の NRC 検査ガイドでは、「GENERAL GUIDANCE」及び「INSPECTION REQUIREMENTS」（又は「INSPECTIONSAMPLES」）となっている。なお、NRC の検査ガイドのベース版の「INSPECTIONREQUIREMENTS」と最新版の「INSPECTION REQUIREMENTS」の標題は同じである
が、内容は異なっている。
日米の検査ガイドにおいて、それぞれ2つの項目の記載を合わせた内容には大きな差がないが、それぞれの項目に割り振られた内容、各項目の記述構成及び内容のつながりはそ
れぞれ異なったものとなっている。
以下に、具体的な検査ガイドの例を挙げて、その違いを比較するとともに、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善内容の検討を示す。

3. 2. 3. 2 日米の検査ガイドの比較

日米の検査ガイドの比較の対象として、以下のガイドを例に取り上げる。
（1）BR0040_r1 空気中放射性物質の管理と低減（2021/07/21）

3.2.3 - 1

（2）IP71124.03 IN-PLANT AIRBORNE RADIOACTIVITY CONTROL AND MITIGATION（12/21/2017）：日本のガイドとの比較対象となったベース版（3）IP71124.03 IN-PLANT AIRBORNE RADIOACTIVITY CONTROL AND MITIGATION（12/23/2019）：最新版（１）BR0040_r1 空気中放射性物質の管理と低減（2021/07/21）の記述構成
BR0040_r1 の「検査手順」及び「検査手引」の記述構成は、以下のとおりである。
a. 「検査手順」の記述（［ ］内は原文を省略し、注記）
4 検査手順4.1 検査前準備
検査前に実施する内容を記載］
4.2 検査実施
以下に 3 項目について、項目ごとに確認する事項が記載されている ］（1） 工学的安全設備の管理状況（換気空調）の確認
4 件の小項目（a.~d.）の確認事項を記載］（2） 呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管理状況の確認
6 件の小項目（a.~f..）の確認事項を記載］（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
11件の小横目（a.~k.）の確認事項を記載］
4.3 問題点の特定と解決に関する確認
確認すべき3項目を記載］

上記の具体的な記述例として、「4.2 検査実施（1）工学的安全設備の管理状況（換気空調）の確認」の 4 件の小項目は、以下のものであり、確認事項が箇条書きに記載されている。
a. 事業者等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
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
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関する基準値

3.2.3 - 2

b. 「検査手引」の記述（［ ］内は原文を省略し、注記）
5 検査手引
5.1 検査前準備にかかる留意事項【確認する情報の例】（1）工学的管理状況（換気空調）の確認
11 件の小項目（a.~k.）の確認事項を記載］（2）呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管理状況の確認
6 件の小項目（a.~f.）の確認事項を記載］（3）緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認
3 件の小項目（a.~c.）の確認事項を記載］（4）問題の特定及び解決策における検査対象の選定
2 項目の確認事項を記載］
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
10 項目（a.~j.）の確認事項を記載］（2）呼吸保護装置（全面マスク等）の使用・管理状況の確認
12 項目（a.~l.）の確認事項を記載］（3）緊急時に使用する自給式呼吸器の管理状況の確認
15 項目（a.~o.）の確認事項を記載］
5.3 現場確認を行う際の視点
8 項目（（1）~（8））の視点を記載］

上記の具体的な記述例として「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」の小項目 a.は以下のものであり、確認の内容を具体的に文章で記載している。
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。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・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。

（2）ベース版 IP71124.03

IN-PLANT AIRBORNE RADIOACTIVITY CONTROL AND

MITIGATION（12/21/2017）の構成
ベース版 IP71124.03（12/21/2017）の「INSPECTION REQUIREMENTS」及び「INSPECTION GUIDANCE」構成は、以下のとおりである。

3.2.3 - 3

a. 「INSPECTION REQUIREMENTS」の記載（［ ］内は原文を省略し、注記）71124.03-02 INSPECTION REQUIREMENTS
02.01 Engineering Controls （1 Sample）
4 件の小項目（a.~d.）の検査要件を記載］
02.02 Use of Respiratory Protection Devices （1 Sample）
8 件の小項目（a.~h.）の検査要件を記載］
02.03 Self-Contained Breathing Apparatus for Emergency Use （1 Sample）
6 件の小項目（a.~f.）の検査要件を記載］
02.04 Problem Identification and Resolution
実施内容を記載］
上記の具体的な記述例として「02.01 Engineering Controls （1 Sample）」の最初の小項目
a.は以下のものであり、検査の要件を具体的に文章で記載している。
a. Select, as available, 1-2 installed ventilation systems, used to mitigate the potential for airborne
radioactivity, and verify that ventilation air-flow capacity, flow path and filter/charcoal unit
efficiencies are adequate.
b.「INSPECTION GUIDANCE」の記載（］内は原文を省略し、注記）71124.03-03 INSPECTION GUIDANCE
Inspection Planning
検査の計画段階での 4 件の小項目（a.~d.）の要件を記載］
03.01 Engineering Controls
4 件の小項目（a.~d.）の検査ガイドを記載］
03.02 Use of Respiratory Protection Devices
8 件の小項目（a.~h.）の検査ガイドを記載］
03.03 Self-Contained Breathing Apparatus for Emergency Use
6 件の小項目（a.~f.）の検査ガイドを記載］
03.04 Problem Identification and Resolution
実施内容を記載］
上記の具体的な記述例として「03.01 Engineering Controls」の最初の小項目 a.は以下のものであり、検査の内容を具体的に文章で記載している。
a. Review procedural guidance for use of installed plant systems, such as containment purge,
spent fuel pool ventilation, and auxiliary building ventilation, and to ensure that the systems areused, to the extent practicable, during high-risk activities （e.g., using containment purge during
cavity flood-up）.
Consider if ventilation airflow capacity, flow path （including the alignment of the suction anddischarges）, and filter/charcoal unit efficiencies are consistent with maintaining concentrationsof airborne radioactivity in work areas below the concentrations of an airborne area to the extent
practicable.

3.2.3 - 4

（3）最新版 IP71124.03 IN-PLANT AIRBORNE RADIOACTIVITY CONTROL AND
MITIGATION（12/23/2019）の構成
最新版IP71124.03（12/23/2019）の「GENERAL GUIDANCE」及び「INSPECTIONREQUIREMENTS」構成は以下のとおりである。
a. 「GENERAL GUIDANCE」の記載（［］内は注記）

71124.03-02 GENERAL GUIDANCE
記述部分の一部は以下のもの］
Inspectors should review the plant final safety analysis report （FSAR） and surveys to identify
areas of the plant that have the potential to be airborne radioactivity areas. Inspectors should
review the FSAR description of the respiratory protection program and any associated ventilation
systems or airborne monitoring instrumentation. Inspectors should review FSAR, technicalspecifications, and emergency planning documents to identify the locations and quantity of
respiratory protection devices stored for emergency use. Instrumentation may include continuous
air monitors, particulate-iodine-noble-gas-type instruments, or other monitors used to identify
changing airborne radiological conditions.

b. 「INSPECTION REQUIREMENTS」の記載（［ ］内は原文を省略し、注記）71124.03-03 INSPECTION REQUIREMENTS
03.01 Permanent Ventilation Systems Sample
Specific Guidance
5 件の小項目（a.~e.）の検査ガイドを記載］
03.02 Temporary Ventilation Systems Sample
Specific Guidance
5 件の小項目（a.~e.）の検査ガイドを記載］
03.03 Use of Respiratory Protection Devices Sample
Specific Guidance
10 件の小項目（a.~j.）の検査ガイドを記載］
03.04 Self-Contained Breathing Apparatus for Emergency Use Sample
Specific Guidance
7 件の小項目（a.~g.）の検査ガイドを記載］
なお、NRC ガイドの最新版 IP71124.03（12/23/2019）版ではベース版 IP71124.03（12/21/2017）の「Engineering Controls」の項目を 2 つに分けて「Permanent Ventilation
Systems Sample」と「Temporary Ventilation Systems Sample」としている。
上記の項目の具体的な記述例として「03.01 Permanent Ventilation Systems Sample」の最初の小項目 a.は以下のものであり、検査の内容を具体的に文章で記載している。
a. Walk down permanently installed ventilation systems and consider if the use of these systems,
including features and components （e.g., flow paths, air flow capacity, alarms and set points）,
is consistent with licensing basis documents and licensee procedures.

3.2.3 - 5

3. 2. 3. 3 改善内容の検討（1）原子力規制庁が用いる検査ガイド BR0040_r1 と NRC の検査ガイドベース版
IP71124.03（12/21/2017）の比較に基づく改善内容の検討
両検査ガイドとも、「検査手順」（又は「INSPECTION REQUIREMENTS」）で示した検査の要件全体を受けて「検査手引」（又は「INSPECTION GUIDANCE」）で具体的な検査対
象、検査方法あるいは留意点等を記載している。
さらに細かいレベルでの対応を見ていくと、BR0040_r1 での「検査手順」の各項目と「検査手順」の項目の対応は表 3.2.3-1 となり、IP71124.03（12/21/2017）の対応は表 3.2.32 となる。表 3.2.3-1 と表 3.2.3-2 を比較すると表 3.2.3-1（BR0040_r1）では 4.2 の各項目
（1）～（3）に対し、5.1 の（1）～（3）、5.2（1）～（3）及び 5.3（1）～（8）の 3 か所で受ける形となっており、5.3（1）～（8）は 4.2 の（1）～（3）との個別対応はされてない。さらに、小項目となる a.、b.等の項目レベルでの対応は 5.1 及び 5.2 を含め、全体としてとられていない形となっている。これに対し「INSPECTION REQUIREMENTS」の各項
目と「INSPECTION GUIDANCE」の各項目は小項目（a.、b.等）まで 1 対 1 で対応する形で記載されている。
BR0040_r1 では、「検査手引」で留意する時期や視点を考慮して 5.1～5.3 に項目を分けていることは検査官に対して、対応する検査時期、対応する検査の種類等の有効な情報を与えていると思われるが、「検査手順」の各項目に対し「検査手引」では複数の項目で受けており、さらに小項目については 1 対 1 の対応がなされていない（互いに相互参照で行ったり来たりする）ため、検査官が検査を進める中で、ガイドの複数個所の記述に注意する必要があり、場合によっては、必要な項目を読み飛ばす懸念も考えられる。一方、IP71124.03（12/21/2017）では「INSPECTION REQUIREMENTS」の項目に対し、「INSPECTIONGUIDANCE」の項目が小項目まで 1 対 1 に対応しているため、検査官が検査ガイドの読むべき記述がどの部分かを明確に理解でき、読み飛ばし防止の効果があると考えられる。
（2）最新版 IP71124.03（12/23/2019）の記述を踏まえた改善内容の検討
NRC の検査ガイドの最新版（IP71124.03（12/23/2019））は、表 3.2.3-3 で示すように「GENERAL GUIDANCE」及び「INSPECTION REQUIREMENTS」で構成されているが、原子力規制庁が用いる検査ガイド BR0040_r1 及び NRC の検査ガイドのベース版
IP71124.03（12/21/2017）と構成が大きく異なっており、NRC のベース版 IP71124.03（12/21/2017）の「INSPECTION REQUIREMENTS」と「INSPECTION GUIDANCE」を統合したうえで、検査における一般的なガイダンスとして「GENERAL GUIDANCE」を、個3.2.3 - 6

別の検査要件として新たに「INSPECTION REQUIREMENTS」を項目として設けたものである。この検査ガイドの構成の場合、検査官はまず、一般的なガイダンスを理解した上で、個別の検査要件のガイダンス内容については「INSPECTION REQUIREMENTS」の該当部分だけを順次見て検査を実施できるため、読み飛ばしや他の検査項目の内容を取り間違えて参照すること等が極力抑えられると考えられる。
表 3.2.3-1 原子力規制庁が用いる検査ガイド BR0040_r1 の検査手順と検査手引の項目の関連性
4 検査手順5.1 検査前準備にかかる留意事項（1）11 項目（a.~k.）（2）6 項目（a.~f.）（3）6 項目（a.~f.）

4.1 検査前準備
4.2 検査実施（1）4 項目（a.~d.）（2）6 項目（a.~f..）（3）11 項目（a.~k.）（4）問題の特定及び解決策における検査対象の選定

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

表 3.2.3-2

5 検査手引

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）10 項目（a.~j.）（2）12 項目（a.~l.）（3）15 項目（a.~o.）
5.3 現場確認を行う際の視点
8 項目（（1）~（8））

NRC ガイド IP71124.03（12/21/2017）の INSPECTION REQUIREMENTS とINSPECTION GUIDANCE の項目の関連性

02 INSPECTION REQUIREMENTS

03 INSPECTION GUIDANCE

02.01

4 項目（a.~d.）03.01

4 項目（a.~d.）02.02

8 項目（a.~h.）03,02

8 項目（a.~h.）02.03

6 項目（a.~f.）03.03

6 項目（a.~f.）

02.04

実施内容を記載

03.04

6 項目（a.~f.）

3.2.3 - 7

表 3.2.3-3 NRC ガイド IP71124.03（12/23/2019）GENERAL GUIDANCE とINSPECTION REQUIREMENTS の関連性
02 GENERAL GUIDANCE
03 INSPECTION REQUIREMENTS
03.01

5 項目（a.~e.）Specific Guidance

03.02

5 項目（a.~e.）Specific Guidance

03.03

10 項目（a.~j.）Specific Guidance

03.04

7 項目（a.~g.）Specific Guidance

3. 2. 3. 4 分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化のまとめ

分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化について、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化のまとめ：
・従来の「検査手順」、「検査手引」を活かす記載とする場合、「検査手順」に示す検査
項目と「検査手引」に示す検査の具体的実施内容を 1 対 1 に対応させた検査ガイドの記載を図る。また、「検査手順」の記載をまず留意点等ごとに整理して、それらの複数の項目の中で検査項目ごとに記述するのか、留意点等の整理は行わずに検査項目ごとに順番に記述するのかについて、記載の方法を検討し、統一化を図ることを検討する。
・最新の NRC 検査ガイドの記載とする場合、NRC の記載を倣い、「検査手順」の内容と「検査手引」の内容を統合し、新たに、一つの検査ガイドの中で、「一般ガイダン
ス」と「個別ガイダンス」に区分して、必要に応じて記載項目、記載内容をある程度統一的記載することを検討する。

3.2.3 - 8

3. 2. 4 規制検査関連用語の定義の整備
検査ガイドでは、様々な検査関連用語を使用している。それらの専門用語の定義が定められていないと、異なるニュアンスで解釈されるケースや、同じような議論が繰り返されて説明しても意味が通じにくいと言った不都合が生じ得る。
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、ごく一部の検査ガイドにこうした専門用語の定義が見られるが、その数は少ない。一方、NRC の検査ガイド（IP）では、一般的に上位図書の検査マニュアル IMC に関連する IP で使用される専門用語の定義をまとめている。
今後、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善活動の中で、規制検査関連用語の定義の整備を検討することが重要である。また、原子力規制庁が用いる検査ガイドの作成・改訂のため、NRC の検査ガイドを参考することを含め、今後、NRC の検査ガイドの情報を利用する場合、検査関連の専門用語の定義だけでなく、日本語訳の統一とその解釈について
も、統一的に整備することが求められる。
以下に、検査関連用語の定義の整備という側面から、日米の検査ガイドの例を示しながら、改善内容の検討を行った結果示す。
3. 2. 4. 1 規制検査関連用語の定義
3. 2. 4. 1. 1 原子力規制庁が用いる検査ガイドの用語の定義例
原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、例えば、次のものに用語の定義が見られる。しかし、用語の数が比較的少ない。
・GI0001「共通事項に係る検査運用ガイド」（改正 2、2021/07/21）
・GI0011「原子力規制検査における追加検査運用ガイド」（改正 3、2022/06/16）
これらの検査ガイドに定義されている用語は、次のとおり。
検査ガイド

用語定義数

GI0001「共通事項に係る検査運用ガイド」

用語(1) パフォーマンスベースト検査

3(2) リスクインフォームド（Risk informed）検査(3) フリーアクセス

GI0011「原子力規制検査における追加検査運用ガイド」(1) 追加検査１3(2) 追加検査２(3) 追加検査３

3. 2. 4. 1. 2 NRC の検査ガイドの用語の定義例

3.2.4 - 1

NRC の検査ガイド（IP）では、一般に上位の検査プログラム（IMC）に用語の定義がまとめられており、検査ガイド（IP）には用語の定義が含まれていない。IMC は、実用炉、燃料サイクル施設、使用などに分けて作成されており、例えば、次の IMC に多くの検査用
語の定義が示されている。
・IMC 0305: Operating Reactor Assessment Program
・IMC 2515: Light-Water Reactor Inspection Program—Operations Phase
・IMC 2515 A: Risk-Informed Baseline Inspection Program
・IMC 2515 B: Supplemental Inspection Program
・IMC 2506: Construction Reactor Oversight Process General Guidance and Basis Document
・IMC 2507: Vendor Inspections
・IMC 2561: Decommissioning Power Reactor Inspection Program
・IMC 2600: Fuel Cycle Facility Operational Safety and Safeguards Inspection Program
・IMC 2800: Materials Inspection Program
これらの NRC 検査マニュアル（IMC）に定義されている用語の件数および例は、次のとおりである。用語として 200 件近いものが定義されている。
検査マニュアル（対象範囲）
IMC 0305（ROP）
IMC 2515（運転中実用炉の検査）
IMC 2515 A（運転中実用炉の
基本検査）

用語定義数

04.01 Action Matrix
26

04.02 Action Matrix Deviation
04.03 Action Matrix Inputs
04.01 Triennially or Every Three Years (T)7

04.02 Biennially or Every Two Years (B)104.03 Annually (A). The inspect
Philosophy of Risk‐Informed Baseline

1
（考え方）

IMC 2515 B（運転中実用炉の（建設中実用炉の検査）
IMC 2507（ベンダーの検査）

Inspection Program
04.01 Apparent Cause Evaluation (ACE)

2204.02 Cause (Causal) Analysis or Evaluation
04.03 Cause (Causal Factor)

追加検査）
IMC 2506

用語の例

安全文化の例：

一般：72
安全文化：7
行政措置：31
38

a. Cross-Cutting Areab. Cross-Cutting Aspectc. Cross-Cutting Theme.
04.01 Allegation
04.02 Announced Inspection

3.2.4 - 2

04.03 Apparent violation
・Decommissioning

IMC 2561（実用炉の廃止措置の検17

査）・DECON・Independent Spent Fuel Storage
Installation (ISFSI)IMC 2600（燃料サイクル施設の検04.01 As Needed (AN)2

04.02 Core Inspection Program Completionand Deviations査）
IMC 2800（材料）

03.01 Hybrid Inspection.
22

03.02 Initial Inspection
03.03 Inspection

3. 2. 4. 2 規制検査関連訳語の統一および定義の整備
NRC の検査ガイドを利用する場合、日本語訳の統一を含めて用語の定義を整備しておく必要がある。
例として、次の検査ガイドのテキストの比較検討を示す。
・基本検査運用ガイド BM1040「ヒートシンク性能」（改正１、2023/05/24）
・NRC 検査ガイド IP 71111.07 Heat Sink Performance（12/08/16）
この 2 つの検査ガイドの内容は、よく対応している。なお、原子力規制庁が用いる検査
ガイドは実用炉および研究開発炉を対象としており、NRC の検査ガイドは、実用炉を対象としている。
①

用語の不統一、誤訳の例（１）

検査前準備に関する記載の用語に着目すると、次のとおりである。
・performance history を「性能履歴」と訳している。別の検査ガイド（例えば、BO1020「設備の系統構成」）では「パフォーマンス履歴」と訳している。この例では、それほど重要な不統一ではないと考えられるが、訳語のばらつきと言える。検査ガイド文書には、こういった訳語の不統一は出来る限りなくすべきである。また、必要に応じて、重要な用語の定義又は補足説明も加えておくべきである。
・license renewal、renewed license を「変更認可」と訳している。NRC の検査ガイドでは、license renewal は運転認可更新（運転期間を 40 年から 60 年に延長する運転認可の更新を指す、LR とも略す）、renewed license は、更新された運転認可を意味している。

3.2.4 - 3

寿命延長に関わる考慮事項に言及している部分である。これを「変更認可」と訳しているが、保安規定の変更認可など別の変更認可もあり、区別が難しく混乱を来すことも考えられるため、適切な訳語に修正することが待たれる。こういった用語が検査ガイドごとに異なる訳語、またはことなる意味合いで使われると、検査活動自体に影響を及ぼすなど弊害があるため、できる限り、全検査ガイドで統一した定義又は補足説明も加えておくことが重要である。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドの抜粋）
4. 検査手順4.1 検査前準備
検査官は、どの熱交換器およびヒートシンク設備を検査の対象に選定すべきか決定するために、工学的な分析や判断、運転経験、性能履歴、適用される高経年化対策や変更認可に基づいた他の保守プログラムの実施による強化※などの要素と共にリスク情報に基づく見識を適用するものとする。
※変更認可に基づく強化とは、事業者が既存の保守プログラムに組み込むことを承認した追加の措置（例えば検査・試験など）のことを意味する。
（NRC の検査ガイドの抜粋）
71111.07-02 INSPECTION REQUIREMENTS
Inspectors shall apply risked informed insights together with other factors, such as engineering
analysis and judgment, operating experience, performance history, and enhancements* resulting
from the implementation of applicable aging management or other programs under a renewed
license to determine which heat exchangers and/or heat sinks will be selected for review.
*With respect to license renewal, enhancement means an added action (e.g., inspections, tests,etc.) that the licensee agreed to incorporate in the licensee’s existing programs.
②

用語の不統一、誤訳の例（２）

共通的な留意事項に関する記載の用語に着目すると、次のとおりである。
・risk-significant を「安全上重要」と訳している。これは、日本の事情を考慮して意識的に「リスク上重要」を「安全上重要」に置き換えたものかもしれないが、その理由がわからない。別の検査ガイド（例えば、BE0030「内部溢水防護」）では「リスク上重要」と訳しているものがある。
✓ 検査ガイド「ヒートシンクの性能」は、実用炉および研究開発炉を対象としている。
「内部溢水防護」の検査ガイドは、実用炉、研究開発炉、試験炉、燃料サイクル施設等を対象としている。これを考慮すると、例えば、前者で「リスク上重要」、後者で「安全上重要」と訳したならば理解できなくもないが、その逆であ3.2.4 - 4

る。訳語の不統一と考えられる。
✓ NRC の検査ガイドでは、risk significant と safety significant を明確に使い分けている。リスク上重要と安全上重要が一致しない範囲が相当にあるからである。（10
CFR 50.69 : Risk-informed categorization and treatment of structures, systems andcomponents for nuclear power reactors 参照）✓ ただし、サイクル施設等の場合、リスクの定義が難しい場合もあるので「安全上重要」に置き換えることも必要になる可能性がある。そのような置き換えが必要な場
合、事前に置き換えの前提条件、理由を定めておく。
・また、safety-related を「関連する」と訳している。
「安全関連」と修正するとともに、このように、検査ガイドの中で、重要な用語についても、その訳語を統一し、定義又は補足説明を加えておく。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドの抜粋）
5. 検査手引
5.1 共通的な留意事項
熱交換器が安全上重要な設備又は関連する設備である限り、選定される熱交換器の型式
およびサイズに制限はない。熱交換器およびヒートシンク設備の選定は、検査又は再検査が妥当である範囲を特定するために、過去の検査結果を検討すべきである。問題があった場合や広範な是正処置の履歴を有する熱交換器は、選定に当たり優先的に検討されるべきである。
（NRC の検査ガイドの抜粋）
03.02 Triennial Review
a. There is no limitation on the type and size of heat exchangers that can be selected as long as
they are risk significant or safety related. The selection of the heat exchanger/sink should
consider previous annual and triennial inspection results to identify areas where inspection and/or
re-inspection are warranted. Heat exchangers with a history of problems/extensive corrective
actions should preferentially be considered for selection.

3.2.4 - 5

3. 2. 4. 3 規制検査関連用語の定義の整備のまとめ
日米の検査ガイドで使用される検査関連用語の定義の整備について、また、NRC の検査ガイダンスを利用する場合の訳語の統一と定義の整備について、改善内容の検討を行った結果を以下にまとめる。
規制検査関連用語の定義の整備における改善内容の検討のまとめ：
・原子力規制庁が用いる検査ガイドでは、ごく一部の検査ガイドに検査関連用語の定義が見られるが、その数は少ない。検査ガイドで使用される検査関連の用語の定義を整備することが重要である。NRC では、一般に検査ガイド（IP）の上位文書となる検査マニュアル IMC の中で、IMC の適用対象となる IP で使用される共通用語を定義している。日本にも NRC の検査ガイドの用語定義の手法を参考に検査関連用語の定義の整備を進めていくことが求められている。
・原子力規制庁が用いる検査ガイドの作成・改訂のため、NRC の検査ガイドを参考する
ことを含め、今後、NRC の検査ガイドの情報を利用する場合、検査関連の専門用語の定義だけでなく、日本語訳の統一とその解釈（補足説明含む）についても、統一的に整備することが求められる。
・NRC の検査ガイドでは、「リスク上重要」と「安全上重要」を明確に区別して使用している。両者は一致しない部分が相当にある（10 CFR 50.69 参照）。NRC の実用炉対象の検査ガイドを日本の実用炉および燃料サイクル施設等の検査ガイドに利用しようとする場合、「リスク上重要」を「安全上重要」に置き換える必要がある場合には、事前にその前提条件、理由を定めておくべきである。

3.2.4 - 6

3. 2. 5 検査ガイドの目的の記載内容のスリム化
3. 2. 5. 1 検査目的の記載内容の特徴
日米の検査ガイドの比較調査から、検査目的の記載内容について、次のような特徴があることが分かった。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、検査目的として、検査の根拠法令とそれに基づく検査の位置づけを記載している。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋（「BM1040：ヒートシンク性能」の例）

NRC の検査ガイドは、検査目的として、検査の専門技術的な目的を記載している。
（NRC の検査ガイドの検査目的の記載例）

3.2.5 - 1

これは、国の規制制度の違いとも関係がある。米国の場合、事業者が NRC の検査を受け入れることを義務として規則（例えば、実用炉の場合は 10 CFR 50.70: Inspections、特殊核物質の場合は 10 CFR.70.55 Inspections など）に定めている（50.70 の抜粋：Each applicant
for or holder of a license, including a construction permit or an early site permit, shall permit
inspection, by duly authorized representatives of the Commission）。したがって、NRC が各種の検査を行うことについて、都度、対応する法令及び条項を引用することは必要とされていない。そのようなことから、NRC は、検査目的として専門技術的な目的（何を確認するか）のみを記載している。
検査官にとっては、法的な根拠も知る必要のある情報ではあるが、検査ガイドの要件や手順などのような検査業務の実施に直結するほどのものではない（検査ガイドを見る都度確認するものではない）。そのため、検査ガイドとしての専門技術的な目的を示すことの方が、実際的で、分かりやすいと考えられる。法令と検査の対応を明確に示す必要がある我が国の場合でも、対応関係は別の資料にまとめておき、検査ガイドではその資料を参照する形にして、検査で何を確認するのかの目的を記載することを検討する余地がある。別の資料にまとめることで、法令改正や検査ガイドの改訂、追加整備などにも柔軟に対応しやすくなるメリットがある。
3. 2. 5. 2 平易な書き方のガイダンス
NRC の検査マニュアル IMC 0040: Preparation, Revision, Issuance, and Ongoing Oversight of
NRC Inspection Manual Documents は、NRC の検査マニュアル、検査ガイドなどの作成、改訂の要領を示している。この中に 05.01 Plain Writing Guidance のセクションがある。検査マ
ニュアルや検査ガイドについては、平易な表現を使用することを推奨している。その最初の部分を抜粋して、次に示す。
（NRC 検査マニュアル IMC 0040 からの抜粋）

3.2.5 - 2

（上記の和訳）
05.01 平易な書き方のガイダンス
平易な言葉とは、聴衆が初めて読んだり聞いたりしたときに理解できるコミュニケー
ションである。明確かつ包括的なコミュニケーションに努める。NRC の技術スタッフ
が何をすべきかを明確に述べる。具体的で客観的な言葉を使う。誰が、何を、いつ、どこで、なぜするのかを述べる。条件、制限、例外を分けて述べる。
a. 短い単語、短い文章、短い段落を使用する。可能であれば、定義や説明がない限り、
NRC の外部で一般的に使用されていない単語は避ける。（IM 文書（IMC や IP など）のほとんどは公開されている）。長く引き延ばされた文章は 2 つ以上の文章に分割する。段落はなるべく 10 行以内にまとめる。長くて複雑な段落は、いくつかの段落又はリストに分割するように資料を再構成する。
b. 利用者の視点でドラフトを読み、編集する。語数の多い前置詞（"in the vicinity of"）は一語の前置詞（"near"）に置き換える。
NRC の検査ガイドは、IMC、IP などの作成には、検査官など NRC スタッフの視点で、一度読めばわかるような平易な表現を使うことが推奨されている。また、NRC スタッフが何をすべきかが明確に分かるように書くことが推奨されている。
原子力規制庁が用いる検査ガイドの今後の改善活動の中で、各検査ガイドの目的の記載において、NRC の検査ガイドに倣い、目的の記載をできるだけシンプルに、平易な書き方
で、検査における専門技術的な記載でスリム化することを検討する余地がある。

3.2.5 - 3

3. 2. 5. 3 検査ガイドの目的の記載内容のスリム化のまとめ
検査ガイドの目的の記載内容のスリム化について、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
検査ガイドの目的の記載内容のスリム化のまとめ：
・原子力規制庁が用いる検査ガイドの今後の改善活動の中で、NRC の検査ガイドに倣い、各検査ガイドの目的の記載において、法令や法規の文言を各検査ガイドに記載せず、各検査ガイドの専門技術的な検査目的のみ記載することを検討する。
・検査ガイドは、検査官の立場で何をすべきかが明確に分かりやすく伝わるように書くことを原則に据え、目的に関する記載の内容をできるだけシンプルに、平易な書き方で記載する。

3.2.5 - 4

3. 2. 6 追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充
日米の検査ガイドの比較調査から、追加検査および特別検査の検査ガイドについては、実際的な観点から日米間の差が特に大きいようである。日本では、現状これらの検査を必要とする機会がまだ少ないことから、必要最小限の枠組みまで決めておき、都度、柔軟に対応することで運用可能かもしれない。しかし、様々な事象や安全パフォーマンスの低下に対して、原子力規制委員会、原子力規制庁の幹部から検査官に至るまで、組織全体として対応していくことが求められるこれらの検査については、より効率的に運用していくた
めに、検査ガイドの詳細を詰め、内容を拡充することが求められる。
また、日米の原子力動向及び NRC における規制検査の実績を考慮すると、重要な欠陥・不適合の速やかな周知と対策、一般産業用製品（機器・ソフトウェア）の活用拡大、
運転期間延長などに関わる検査は、今後我が国にも必要となる可能性がある。我が国の現状に合った取り入れ方を含め、これらの検査ガイドの整備についても検討し、検査ガイドを拡充していく余地がある。
以下に、検査ガイドの拡充という視点で、次の検査の改善及び導入について検討を行った結果を示す。
・追加検査
・特別検査
・Part 21 報告要件に関する検査・一般産業用工業品等採用（CGD）に関する検査・運転認可更新（LR）に関する検査
3. 2. 6. 1 追加検査の検査ガイドの内容拡充
追加検査の検査ガイドについて、日米の検査ガイド比較調査の結果を要約すると、次のようになる。
原子力規制庁が用いる追加検査の検査ガイドは、次のとおりである。これは、実用炉だ
けでなく幅広く「原子力事業者等および核原料物質利用者」が所有する施設を対象にしている。検査ガイドの内容については、全体で数頁である。
✓ GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド
一方、NRC の追加検査の検査ガイドは、次のとおりである。これは、実用炉のみ対象としている。プラントの安全パフォーマンスが大きく低下した場合に適用される IP 95003
については、検査ガイド本体の他に、2 つのテーマに関する附属書（IP95003 Attachment
01, 02）がある。検査ガイドの内容として、全体で約 180 頁のボリュームがある。

3.2.6 - 1

✓ IP95001: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 (Regulatory
Response) Inputs✓ IP95002: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 (Regulatory
Response) Inputs✓ IP95003: Supplemental Inspection Response to Action Matrix Column 2 (Regulatory
Response) Inputs✓ IP95003 Attachment 01: Emergency Preparedness✓ IP95003 Attachment 02: Guidance for Conducting an Independent NRC Safety Culture
Assessment
さらに、NRC の検査ガイドには、次の関連図書（上位図書の IMC）がある。内容として、約 20 頁のボリュームがある。
✓ IMC 2515 Appendix B: Supplemental Inspection Program
NRC の関連図書 IMC 2515 B には、3 通りの検査ガイド IP 95001～95003 を運用するための共通事項がまとめられている。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、実用炉だけでなく、燃料サイクル施設等にも適用することを考慮して、この IMC 2515 B から 3 段階の追加検査を行うという枠組みを中心に抽出して作成したもののようである。
追加検査は、個々の問題および状況に応じて行うため、一定の枠組みの中で柔軟性を発揮することが要求されるため、基本検査のように検査内容や判断基準をあらかじめ一様に決めることは容易でない。
したがって、追加検査の検査ガイドの内容を拡充させる上では、NRC の追加検査の検査
ガイドおよび関連図書を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくことが必要と考えられる。
3. 2. 6. 2 特別検査の検査ガイドの内容拡充
特別検査の検査ガイドについては、日米の検査ガイドの比較調査の結果を要約すると、次のようになる。
原子力規制庁が用いる特別検査の検査ガイドは、次のとおりである。これは実用炉だけ
でなく、幅広く原子力施設を対象にしている。検査ガイドの内容として、全体で数頁である。
✓ GI0005 特別検査運用ガイド

3.2.6 - 2

一方、NRC の特別検査の検査ガイドは、次のとおりである。これも実用炉だけでなく幅広く原子力施設を対象にしている。検査ガイドの内容として、全体で同じく数頁程度である。
✓ IP93812: Special Inspection
さらに、特別検査の検査ガイド IP93812 以外に、NRC の検査ガイドには次の関連図書（上位図書の MD（Management Directive）および IMC、他の検査ガイド IP）がある。これ
らの関連図書は、全体で約 60 頁ある。
✓ MD 8.3: NRC Incident Investigation Program （22 頁）✓ IMC 0309：Reactive Inspection Decision Basis for Reactors（30 頁）✓ IP93800: Augmented Inspection Team（9 頁）
NRC の関連図書 MD は、NRC 全体に関わるテーマについて組織的な対応を定めたもの
で、MD 8.3 は事象発生時の対応を扱っている。これをより具体的に展開したものが IMC
0309 になる。MD 8.3 および IMC 0309 には、事象発生時に特別検査を実施すべきかどうかの判断を含め、NRC の組織としての対応が示されている。特別検査を実施することとなった場合の検査ガイドが IP 93812（通常のチーム規模による特別検査）であり、IP 93800（拡大された中規模のチームによる特別検査）である。
原子力規制庁が用いる検査ガイドは、IMC0309 から特別検査の要否判断、体制などの枠組みを中心に抽出して作成している。
特別検査は、個々の問題および状況に応じて行うため、一定の枠組みの中で柔軟性を発揮することが要求される。追加検査と同様に、状況に応じた組織的な対応が求められるもので、やはり、基本検査のように検査内容や判断基準をあらかじめ一様に決めることは容易でない。
したがって、特別検査の検査ガイドの内容を拡充させる上では、NRC の特別検査の検査
ガイドおよび関連図書を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくことが必要と考えられる。
3. 2. 6. 3

Part 21 報告要件の検査

日米の検査ガイドの比較調査では、現時点で日本にないが今後を考えて関心がもたれる
NRC 検査ガイドの１つとして概要を紹介した。
米国の 10 CFR 21「欠陥及び不適合の報告」は、納品された「基本機器（Basic

3.2.6 - 3

Component）」（安全機能に影響を与える可能性がある重要な SSC）に欠陥があることが分かった場合、それを把握したベンダーや事業者は、遅滞なくそれを NRC 及びその欠陥及び／又は不適合によって影響を受ける可能性がある他のすべての事業者等に、Part 21 報告
として速やかに報告することを義務付けている。
例えば、日本のベンダーが米国原子力発電所に納品する基本機器（例えば、SG、炉容器）を製造している場合、日本のベンダーも Part 21 報告要件への適合を求められ、必要に応じて、NRC が日本のベンダーを訪れ、この検査を実施することになる。我が国にはこれに対応する規制がないため、日本のベンダーは、NRC から Part 21 報告要件に対応するプ
ログラムが整備されていないことや、欠陥や不適合があった場合に NRC 及び米国で影響を受ける関係者に対して報告要件が適切に実施されていなかったことがあれば、その指摘を受けることになる。
Part 21 報告要件は、納品した基本機器に関する欠陥や不適合をベンダーや事業者などが把握した場合、速やかに影響を受ける関係者に広く周知して対策を講じさせるために欠かせない要求事項となっている。古い Part 21 報告事項であっても有効であり、長い間に設備も変わり人も変わる中で忘れられ見逃されているものがあり得るため、専門検査官によるエンジニアリング検査などでは必ず参照される。
我が国においては、Part 21 に対応するような報告要件の整備から検討する必要がある
が、その検査の有効性に鑑みて、このような検査の導入の在り方と検査ガイドの整備について検討の余地がある。検査ガイドの整備については、次に示す NRC の検査ガイド及び関連資料が参考になる。下記 RG は、NEI ガイドラインをエンドースしているものである。（2.3.2.32 参照）
・IP36100 Inspections of 10 CFR Part 21 and Programs for Reporting Defects andNoncompliance （02/10/23）
・関連資料：
1. Regulatory Guide（RG）1.234, "Evaluating Deviations and Reporting Defects andNoncompliance."
2. NEI 14-09, Revision 1, Guidelines for Implementation of 10 CFR Part 21 Reporting of
Defects and Noncompliance, February 2016
なお、この検査ガイドの整備においても、NRC の検査ガイド及び関連資料を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくことが必要と考えられる。

3.2.6 - 4

3. 2. 6. 4

Commercial Grade Dedication（CGD）の検査

日米の検査ガイドの比較調査では、現時点で日本にないが今後を考えて関心がもたれる
NRC 検査ガイドの１つとして概要を紹介した。
一般産業用工業品（Commercial Grade Item：CGI）を原子力規格品同等であることを検証（Commercial Grade Dedication）した上で原子力施設に使用することは、近年益々増加している。米国では、CGD に関して長い歴史があり、1980 年代から産業界のガイドライン作
成が始まっている。偽造品及び不正に販売された製品への対応もなければならず、産業界の CGD プログラム強化も図られてきた。また、計装制御系のデジタル化動向の中で、設計・解析コンピュータプログラムも CGD の対象に含まれるようになった。米国では、一般産業用工業品と設計・解析コンピュータプログラムを分けて、EPRI が CGD に関するガ
イドラインを 2 種類作成し、NRC がエンドースしている。
日本でも米国 EPRI のガイドラインをベースに、次の民間ガイドラインが整備されている。
・原-7709：一般産業用工業品採用ガイドライン、2023 年（令和 5 年） 10 月 27 日
改正（第 1 回）日本電機工業会（原子力品質保証特別委員会、原子力品質保証規程対応
このような民間ガイドラインの整備も考慮すると、我が国においても、NRC のような検査ガイドを整備していく下地ができつつある。この種の検査の在り方の検討を含め、検査ガイドの整備について検討する余地がある。検査ガイドの整備については、次に示す NRCの検査ガイド及び関連資料が参考になる。下記 RG は、NEI ガイドラインをエンドースしている。
（2.3.2.33 参照）
・IP43004: Inspection of Commercial-Grade Dedication Programs
・関連資料：
1. Regulatory Guide （RG） 1.164: Dedication of Commercial-Grade Items for use ㏌
Nuclear Power Plants
2. RG 1.2.3.2.1: Acceptance of Commercial-grade Design and Analysis Computer Programs
used in Safety-Related Applications for Nuclear Power Plants
3. EPRI NP-5652 and TR-102260, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the
Acceptance of Commercial-Grade Items in Nuclear Safety-Related Applications, Final
Report, September 2014
4. EPRI 1025243, Revision 1: Plant Engineering: Guideline for the Acceptance ofCommercial-Grade Design and Analysis Computer Programs Used in Nuclear Safety-

3.2.6 - 5

Related Applications, Final Report, December 2013
なお、この検査ガイドの整備においても、NRC の検査ガイド及び関連資料を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくことが必要と考えられる。
3. 2. 6. 5

運転認可更新（LR）の検査

日米の検査ガイドの比較調査では、現時点で日本にないが今後を考えて関心がもたれる
NRC 検査ガイドの１つとして概要を紹介した。日本で高経年化対策に関わる検査が行われていないという意味ではなく、運転期間延長に対してフェーズ別に長期スパンで行う検査という観点から紹介した。NRC の検査ガイドは 3 種類ある。
原子力発電プラントの運転期間延長は、現在、世界各国で行われている。米国では、40年の運転認可が与えられており、それを 20 年延長して 60 年まで運転する場合は、1 回目の運転認可更新（License Renewal：LR）の承認を得る必要がある。さらに 20 年延長して80 年まで運転する場合は、2 回目の運転認可更新（Subsequent License Renewal：SLR）の承認を得る必要がある。
NRC では、この LR 及び SLR に関して、次のような検査を実施する。
・LR に関する検査（IP 71002）
・LR 承認後のサイト検査（IP 71003）
・LR 適正申請時サイト検査（IP 71013）

3.2.6 - 6

検査スケジュールは、次のとおりである。
LR（1 回目の運転認可更新）
検査
LR に関する検査：
IP 71002

検査段階
初期
フォローアップ
フェーズ ILR 承認後のサフェーズ II

イト検査：
IP 71003

フェーズ III
フェーズ IV

スケジュール
申請書審査期間中
初期検査から 1～2
か月後
PEO より 1～2 回前の停止
PEO より 3～12 カ
月前
PEO に入って 0～5
年
PEO に入って 5～10
年

適用範囲

実施

サイト

必須

サイト

必要に応じて

ユニット

必須

サイト

必須

ユニット

必要に応じてサイト

必須

SLR（2 回目の運転認可更新）
検査

検査段階

スケジュール

適用範囲

実施

SPEO（2 回目のSLR 承認後のサフェーズ V

イト検査：

PEO）より 3～12 カ
月前又は 1 回前の停

サイト

必須

サイト

必須

止

IP 71003
フェーズ VI

SPEO に入って 5～
10 年

日本国内でも、運転期間延長申請が行われ、延長が認められたプラントもあり、高経年化対策に関する検査も行われている。しかしながら、上記 NRC の検査スケジュールに示されるような長期スパンの検査計画及び検査方法を考慮した検査ガイドの整備については、検討の余地がある。
この種の検査ガイドの整備については、運転期間延長に関する日米の規制の違いを考慮して検査の在り方を検討する必要があるが、基本的な枠組みや検査方法については、次に示す NRC の検査ガイド及び関連資料が参考になる。
・IP71002: License Renewal Inspection
・IP71003 Post-Approval Site Inspection for License Renewal
・IP 71013 Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application
・関連資料：IMC 2516: Policy and Guidance for the License Renewal Inspection Program

3.2.6 - 7

なお、この検査ガイドの整備においても、NRC の検査ガイド及び関連資料を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくことが必要と考えられる。
3. 2. 6. 6 追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充のまとめ
追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充について、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充のまとめ：
・追加検査の検査ガイドの内容拡充について、NRC の追加検査の検査ガイドおよび関連図書を参考にするとともに、米国の事例や検査報告書、できれば実態調査（現地調査
にてしか入手できない貴重な参考ポイントもある）も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していくと良い。
・特別検査の検査ガイドの内容拡充について、特別検査は個々の問題および状況に応じて行うため、一定の枠組みの中で柔軟性を発揮することが要求される。追加検査と同様に、状況に応じた組織的な対応が求められるもので、基本検査のように検査内容や判断基準をあらかじめ一様に決めることは容易でない。そのため、追加検査と同様、NRC の特別検査の検査ガイドおよび関連図書を参考にするとともに、米国の事例、検査報告書、できれば現地実態調査も踏まえて、実際の運用面の理解を深めながら整備していく。
・Part 21 報告要件の検査ガイドについて、この検査の有効性に鑑みて、Part 21 に対応するような検査ガイド導入の在り方、報告要件、検査ガイドの内容整備を検討すると良い。導入検討の際に、NRC の検査ガイドや関連図書が参考になる。
・Commercial Grade Dedication（CGD）の検査について、国内では現状未整備ではあるが、NRC のような検査ガイドを整備していく下地ができつつある。CGD 検査の在り方の検討を含め、検査ガイドを整備すると良い。検査ガイドの導入、整備の際には、
NRC の検査ガイド、RG や NEI ガイドラインなど関連資料が参考になる。
・運転認可更新（LR）の検査について、今後国内でもその必要性が高まる。そのため、
NRC の LR 関連検査ガイドの導入、整備を検討すると良い。NRC では、運転認可更新
関連の検査（SLR 含む）に関して、LR に関する検査（IP 71002）、LR 承認後のサイト検査（IP 71003）、LR 適正申請時サイト検査（IP 71013）という三つの検査がある。国内で LR 検査ガイドの導入、整備を進める際には、これら NRC の検査ガイド及び関連図書が参考になる。また、必要に応じて米国の事例、検査報告書のほか、現地実態調査を行うことも有効な方法である。

3.2.6 - 8

3. 2. 7 パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直し及び検査適用対象の再整理
原子力規制庁が用いる検査ガイドには、実用炉だけでなく燃料サイクル施設等にも共通に適用できる検査ガイドが含まれている。そのようなことから、実用炉の検査と燃料サイ
クル施設等の検査を分けている NRC の検査ガイドとよく対応するものもあれば、そうでないものがある。また、対応するガイドがある場合でも、内容的に良く対応しているものとそうでないものがある。
そのような背景の考慮は必要であるが、検査ガイドの一部には、従来のプロセス指向型検査のように見られるものを含め、パフォーマンスベーストの検査ガイドとして記載内容の明確化、分かりやすさという観点から改善が必要と考えられるものがある。具体例を示せば、次のような検査ガイドがある。
・BO0010 サーベイランス試験
・BO1020 系統構成
・BO1040 動作可能性判断及び機能性評価
・BM0110 作業管理
また、サーベイランス試験の例にみられるように、実用炉だけでなく、燃料サイクル施設等にも共通に利用できる検査ガイドとするために、サンプルの選定や検査方法などの説
明を無理にまとめようとして、内容の明確さや具体性が不足している検査ガイドになっているものもある。
パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドという観点から、また、検査適用対象の適切な分離という観点から、上記の検査ガイド具体例として挙げた「BO0010 サーベイラン
ス試験」等 4 つの検査ガイドおける改善内容の検討を以下に示す。
3. 2. 7. 1 「BO0010 サーベイランス試験」の検査
これには、対応する NRC 検査ガイドとして次のものがある。
・IP71111.22: Surveillance Testing
なお、原子力規制庁の検査がガイドは、実用炉だけでなく燃料サイクル施設等も対象としている。これに対して、NRC 検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
この検査ガイドは、NRC の検査ガイドと「サーベイランス試験」という大枠は同じであるが、内容は相違している。また、従来のプロセス指向型の検査のように見受けられる。
以下、項目を分けて示す。

3.2.7 - 1

3. 2. 7. 1. 1 検査の枠組み
日米で検査の枠組みが異なる。「全般的な検査」は日本独自に追加した検査である。
原子力規制庁の検査ガイドでは、次の 2 種類の検査を行う。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・標準的な検査：サーベイランス試験の検査
・全般的な検査：サーベイランス試験に関するスケジュール立案から記録保管までの一連の活動を対象とする検査
NRC の検査ガイドでは、次のようにサーベイランス試験と FLEX 設備のサーベイランス
試験の検査を行う。（下記「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・サーベイランス試験の検査
・FLEX 設備（シビアアクシデント対応設備）のサーベイランス試験の検査（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 2

3. 2. 7. 1. 2 検査サンプルの選定
日米で、「安全上重要な設備のサーベイランス試験」を選定することは一致している。ただし、NRC 検査ガイドでは、検査サンプルをより細かく分けている。
原子力規制庁の検査ガイドでは、安全上重要な設備について、次のサンプルを選定する。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・サーベイランス試験
また、次の手順でサンプルを選定するとしているが、「総合的に勘案」を含め、具体的な要領が明確でない。この点は、実用炉と燃料サイクル施設等の両方について、まとめて説明しようとしたところに無理があるように思われる。検査ガイドの利用者となる検査官の目線で、検査対象とする施設に応じた具体的で分かりやすい説明となるように検査ガイドの再整理（例えば、検査ガイドの分離）を検討した方がよいと思われる。
・リスク情報等を活用し設備のシステム・機器に関する安全上の重要度を評価するため、日常的に実施するプラント状態の監視活動に加え、必要に応じて以下の情報（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）を確認する。
・集めた情報とサーベイランス試験の実施スケジュールから総合的に勘案し、検査実施
時点において安全上重要と判断される設備のサーベイランス試験を選定する。
NRC の検査ガイドでは、安全上重要な系統について、次のサンプルを選定する。
（下記「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・サーベイランス試験・供用期間中試験（In-Service Testing：IST）
・FLEX 設備（シビアアクシデント対応設備）のサーベイランス試験
・格納容器隔離弁の試験
・アイスコンデンサの試験
・RCS（原子炉冷却系）漏洩検出試験
General Guidance の部分に、サンプル選定のガイダンスが示されている。下記「NRC ガ
イドからの抜粋②」に示した表を含め、2 頁以上ある。例えば、同表は、コーナーストー
ン別に、検査目的、リスク優先度の高いもの、具体例を示し、サンプル選定のイメージが分かりやすい。同表の緩和系コーナーストーンに関わるサンプル選定の一部を紹介する
3.2.7 - 3

と、次のとおり。
・検査目的：サーベイランス試験の失敗（不合格含む）により悪影響を受ける可能性がある緩和系でリスク評価上クレジットされているものがあるか特定する
・リスク優先度が高い事項：共通原因故障の可能性がある領域を重視する
・具体例：EDG 起動／停止試験など（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 4

（NRC 検査ガイドからの抜粋①：サンプルの種類）（NRC 検査ガイドからの抜粋②：サンプル選定のガイダンス）

3.2.7 - 5

3. 2. 7. 1. 3 検査内容
日米の検査内容は異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、プロセスの妥当性を確認する従来のプロセス指向型の検査のように見受けられる。
原子力規制庁の検査ガイドでは、次の検査が行われる。活動の「適切性の確認」、「妥当性の確認」で終わる。例えば、安全上重要な設備が所定の安全機能を維持していることを検査官として確認するというような、パフォーマンスベーストの検査をしていないようである。この点は、実用炉と燃料サイクル施設等の両方について、まとめて説明しようとしたところに無理があるように思われる。検査ガイドの利用者となる検査官の目線で、検査対象とする施設に応じた具体的で分かりやすい説明となるように検査ガイドの再整理（例
えば、検査ガイドの分離）を検討した方がよいと思われる。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・安全機能を有する設備の適切な維持・管理に係る安全活動の適切性を確認する。
・「標準的な検査」については、次の確認を行う。
a. 試験開始前に、試験手順書が適切で、試験方法が妥当であることを確認する。
b. 試験中は、手順書通りに試験が行われていること、試験結果は判定基準を遵守し、設備は事故時の安全機能に係る要求事項に適合していること等を確認する。
c. 試験終了後は、試験前の状態に復旧されていること等を確認する。
NRC の検査ガイドでは、次の検査が行われる。リスク上重要な設備が安全機能を実行する能力を維持していることについて、検査官として、客観的に立証できることを確認していく。後述の検査ガイダンスを見ると、その方法が具体的に示されている。下記「NRC 検査ガイドからの抜粋」の抄訳を示す。
・ サーベイランス試験（供用期間中試験（IST）を含む）により、リスク上又は安全上重要な構造物、系統、機器（SSCs）が、設計及び認可基準に整合して、意図された安全機能を実行する能力を維持し、運転準備態勢を維持している（すなわち、安全
制限値内で運転し、運転制限条件を満たす）ことについて、客観的な証拠が得られることを確認する。
・試験活動により、FLEX（シビアアクシデント対応設備）に属する SSC が、認可基準と整合して、意図された機能を実行する能力を維持し、運転準備態勢を維持していることについて、客観的な証拠が得られることを確認する。

3.2.7 - 6

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 7

3. 2. 7. 1. 4 検査ガイダンス
日米で検査ガイダンスの内容が異なる。原子力規制庁が用いる検査ガイドは、従来のプロセス指向型の検査のガイダンスのように見受けられる。
原子力規制庁の検査ガイドでは、例えば「標準的な検査」について、次のようなガイダ
ンスを記載している。従来のプロセス指向型の検査のガイダンスのように見受けられる。
この点は、実用炉と燃料サイクル施設等の両方について、まとめて説明しようとしたとこ
ろに無理があるように思われる。検査ガイドの利用者となる検査官の目線で、検査対象とする施設に応じた具体的で分かりやすい説明となるように検査ガイドの再整理（例えば、検査ガイドの分離）を検討した方がよいと思われる。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・ 試験開始前に、試験手順書が適切で、試験方法が妥当であることを確認する。
・ 試験中は、手順書通りに試験が行われていること、試験結果が判定基準を満たし、設備は事故時の安全機能に係る要求事項に適合していること等を確認する。
・ 試験終了後は、試験前の状態に復旧されていること等を確認する。
NRC 検査ガイドでは、Specific Guidance に検査項目毎のガイダンスが示されている。例
えば、次のような内容である。
（下記「NRC 検査ガイダンスからの抜粋」の抄訳）・サーベイランス試験
個別ガイダンス
考慮すべき重要なサーベイランス試験の属性には次のものが含まれる：
1. プラント運転に対する試験の影響が、ライセンシーの（制御室及び／又はエンジニ
アリング）要員により適切に対処されていること。
・・・
19. 容認基準を満たさない試験結果については、影響を受けた SSC を運転可能な状態に戻すためには、ライセンシーの技術的評価結果が容認可能な根拠となる。
20. 過去数回の完了した試験のパフォーマンス傾向が適切に文書化され、対処されている。試験が容認できない設定点ドリフトを示すか、その他劣化を示す場合、検査官はライセンシーによる是正処置の妥当性を評価しなければならない。これらには、例えば、部品の交換、及び／又は試験頻度の増加などが含まれる。

3.2.7 - 8

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

・・・

・・・
（NRC 検査ガイドからの抜粋）

・・・

3.2.7 - 9

3.2.7 - 10

3. 2. 7. 2 「BO1020 系統構成」の検査
これには、対応する NRC 検査ガイドとして次のものがある。
・IP71111.04: Equipment Alignment
なお、原子力規制庁の検査がガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。NRC 検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
この検査ガイドは、NRC の検査ガイドと「系統構成」という大枠及び 2 通りの検査を行
う点は同じであるが、具体的な検査内容は異なっている。また、パフォーマンスベーストの検査のように見受けられるが、より明確に分かりやすく記載する必要がある。一方で、検査ガイダンスは、NRC の検査ガイドの Walkdown に関するガイダンスの一部を抽出して利用しているが、説明がなく唐突な感じである。
3. 2. 7. 2. 1 検査の枠組み
日米の検査項目は、基本的に異なる。原子力規制庁の検査ガイドの「リスク変動」に関する記載は NRC 検査ガイドにはない。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
原子力規制庁の検査ガイドでは、次の 2 種類の検査を行う。ただし、「リスク変動」の意
味はよくわからない。
・標準的系統構成検査：短期的なリスク変動に対応する標準的な検査・包括的系統構成検査：系統構成の範囲を拡張し関連する系統を包括的に検査
NRC の検査ガイドでは、次の検査を行う。
（下記「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・Partial Walkdown による検査：選定した系統／トレインの重要な部分が対象
・Complete Walkdown による検査：選定した緩和系が対象
日米とも 2 種類の検査を行う点は同じである。ただし、原子力規制庁の検査ガイドは、異なる切り口の 2 種類である。NRC の検査ガイドは、Walkdown の範囲を変える 2 種類である。

3.2.7 - 11

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3. 2. 7. 2. 2 検査サンプル
日米のサンプルの選定方法は異なる。また、原子力規制庁が用いる検査ガイドのサンプ
ル選定方法は、具体性が不足して分かりにくい。
原子力規制庁の検査ガイドでは、例えば、標準的系統構成確認では、次のようにサンプ
ルを選定する。なお、「リスクに対する寄与度」の説明はなく、よくわからない。
（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・システム・機器の安全重要度の短期的な変動に着目し、リスク評価での個々のシステ
ム・機器のリスクに対する寄与度の変化、事故シーケンスのリスクに対する寄与度の変化を考慮する。
・これに必要なプラント情報は、日常的に実施するプラント監視活動に加え、必要に応じて事業者から以下に示す情報を収集する。
収集するデータの例
3.2.7 - 12

(a) プラント運転状態とこれの対応するリスク情報(b) 各システム・機器の状態、信頼性及びリスクに対する寄与度(c) 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(d) 運転、試験、保守、改造等系統構成の変更を伴う作業の履歴
・上記データに基づき各システム・機器の安全重要度を総合的に評価し、検査対象とするシステム・機器を選定する。なお重要度の評価に際しては、「5.3 検査対象選定の際のリスク情報活用に関する留意事項」を参考にする。
NRC の検査ガイドでは、例えば、下記「NRC ガイドからの抜粋②」によると、起因事
象コーナーストーンのサンプルの場合、次のことを考慮してサンプルを選定する。
下記「NRC ガイドからの抜粋②）」の表の抄訳を示す。
・検査の目的：リスク重大な起因事象を引き起こす可能性があり、プラント設備の可用性及び機能的能力に影響を与える可能性のある、設備の系統構成の不一致を特定する。
・リスク優先度が高いもの：✓ 運転中－事象発生頻度又はプラント機器の機能的な能力に影響を与える設備の系統
構成✓ 停止中－-特別な試験又は出来事の最中の設備の系統構成
・具体例：✓ 運転中―給水する 1 台の運転中給水ポンプのみ残す保守、計装用空気の系統構成✓ 停止中－PWR ミッドループ運転中又は BWR 炉容器ドレンダウン中の系統構成、
停止中の電気設備の系統構成ミスでオフサイト電源喪失を引き起こし崩壊熱除去に影響を与える可能性があるもの

3.2.7 - 13

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋①：サンプルの種類）（NRC 検査ガイドからの抜粋②：サンプル選定のガイダンスの一部）

3.2.7 - 14

3. 2. 7. 2. 3 検査内容
日米の検査内容は異なる。日本の検査は、プロセスの妥当性を確認する従来のプロセス
指向型の検査のように見受けられる。
原子力規制庁の検査ガイドでは、次の検査が行われる。活動の「適切性」や「妥当性」の確認で終わっているようである。例えば、安全機能を有する設備が意図した機能を発揮することを検査官として確認することなどは含まれていないようである。
（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・安全機能を有する設備の適切な維持・管理に係る安全活動の適切性を確認する。
・例えば、「標準的な検査」では、a. 試験開始前に、試験手順書が適切で、試験方法が妥当であることを確認する。
b. 試験中は、手順書通りに試験が行われていること、試験結果は判定基準を遵守し、設備は事故時の安全機能に係る要求事項に適合していること等を確認する。
c. 試験終了後は、試験前の状態に復旧されていること等を確認する。
NRC の検査ガイドでは、次の検査が行われる。下記「NRC 検査ガイダンスからの抜粋」の抄訳を示す。
・ サーベイランス試験（供用期間中試験（IST）を含む）により、リスク上又は 安全上重要な構造物、系統、機器（SSCs）が、設計及び認可基準に整合して、意図された安全機能を実行する能力を維持し、運転準備態勢を維持している（すなわち、安
全制限値内で運転し、運転制限条件を満たす）ことについて、客観的な証拠が得られることを確認する。
・試験活動により、FLEX に属する SSC が、認可基準と整合して、意図された機能を実行する能力を維持し、運転準備態勢を維持していることについて、客観的な証拠が得られることを確認する。

3.2.7 - 15

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3. 2. 7. 2. 4 検査ガイダンス
日米でウォークダウンに関する検査ガイダンス部分はほぼ共通している。NRC 検査ガイ
ドから抽出利用しているが、原子力規制庁が用いる検査ガイドは説明がなく唐突に列挙し3.2.7 - 16

ている。ウォークダウン以外の部分に関するガイダンスは異なる。
原子力規制庁の検査ガイドのウォークダウンに関する検査ガイダンス部分は、NRC 検査
ガイドの Specific Guidance から抽出し利用している。
（下記「検査ガイドからの抜粋」及び「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・例えば「標準的系統構成確認」は、NRC 検査ガイドの「Complete Walkdown」のSpecific Guidance の一部に対応している。具体的には、検査ガイドの 5.1 は a から p ま
で 16 項目あるが、そのうち 13 項目が NRC 検査ガイドの e の項目 1、3～14 の 13 項目に対応している。
・ただし、NRC 検査ガイドでは、これらの項目について確認することが分かりやすく説
明されているが、原子力規制庁の検査ガイドでは、項目だけ唐突に列挙している。
なお、ウォークダウン以外の部分については、例えば、NRC 検査ガイドの文書レビューなどに関するガイダンスは引用せず、独自に作成している。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

・・・

3.2.7 - 17

（NRC 検査ガイドからの抜粋）

・・・

・・・

3.2.7 - 18

3. 2. 7. 3 「BO1040 動作可能性判断及び機能性評価」の検査
これには、対応する NRC 検査ガイドとして次のものがある。
・IP71111.15: Operability Determinations and Functionality Assessments
なお、原子力規制庁の検査がガイドは、実用炉と研究開発炉を対象としている。NRC 検査ガイドは実用炉のみ対象としている。
この検査ガイドは、NRC の検査ガイドと「動作可能性判断及び機能性評価」という大枠は同じであるが、内容は部分的な対応となっており、対応していない部分（日本独自の検査）の記載内容は分かりにくい。また、その検査内容は、従来のプロセス指向型の検査のように見受けられる。
3. 2. 7. 3. 1 検査の枠組み
日米とも同じく、次に関する検査を行う。ただし、動作可能性判断と機能性評価の両方を行うのか、いずれかを行うのか、表現が与えるニュアンスが違う。（下記「検査ガイドからの抜粋」及び「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・リスク上重要な SSC に関する動作可能性判断及び機能性評価（日）・リスク上重要な SSC に関する動作可能性判断又は機能性評価（米）日米のガイドとも、「動作可能性判断」と「機能性評価」について説明を記載しているが、分かりやすさの点で相違がある。
NRC 検査ガイドでは、前者は Tech Spec（TS）対象 SSC に関するものの安全機能、後者は一般に TS 対象外 SSC の安全機能に関するものとしており、分かりやすい。また、SSCによって、動作可能性判断と機能性評価のいずれかが検査対象になることが分かる。
原子力規制庁の検査ガイドでは、NRC 検査ガイドの「Tech Spec」の部分を「許認可関連文書（設置（変更）許可申請書、工事計画認可申請書等）」に置き換えている。参照する図書や記載内容が漠然としてくる。実用炉だけでなく研究開発炉を考慮すると「保安規定」に置き換えることは難しいのであろうか。

3.2.7 - 19

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）（NRC 検査ガイドからの抜粋）

・・・
・・・

・・・
3.2.7 - 20

3. 2. 7. 3. 2 検査サンプルの選定
日米のサンプルの選定方法は、共通部分とそうでない部分がある。共通でない部分について、原子力規制庁が用いる検査ガイドのサンプル選定方法は分かりにくい。
原子力規制庁の検査ガイドでは、次のようにサンプルを選定する。1，2 点目は独自作
成、3 点目は NRC 検査ガイドからの抽出利用である。なお、「特別採用」が何かは示されていない。（下記「検査ガイドからの抜粋」参照）
・選定に当たっては、運転員の活動状況及び不適合の是正処置、リスク上重要な SSC を特別採用で使用する場合等を調査するとともに、ウォークダウン等により SSC 周辺の雰囲気・状態、一時的な工事等による悪影響の有無を観察し、リスク情報等を踏まえ検査対象並びに検査方法等を決定する。
・また、SSC に関連する不適合及び機器等の劣化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査し、多角的な観点からサーベイランス試験の適合判定の適切性を確認する。
なお検査対象は必要に応じ過去のサーベイランス試験の結果を選定しても良い。
・検査官は、どの動作可能性判断や機能性評価を選択して検討すべきか判断するため、リスク情報を活用した知見を、技術解析と判断、運転経験など他の要因と共に適用する。劣化・不適合状態に対し動作可能性判断や機能性評価が必要か判断するため、動作可能性判断や機能性評価の選択は、運転員引継日誌、不適合管理票、作業票などのプラント状態関連文書を検査官がレビューして行う。
NRC の検査ガイドでは、サンプル選定について次のようなガイダンスを示している。下記「NRC ガイドからの抜粋」の抄訳を示す。
・検査官は、どの動作可能性判断又は機能性評価をレビュー対象に選択するか決定する
ために、リスク情報を活用した考察を、工学的分析・判断、運転経験、性能履歴などの他の要因とともに適用すべきである。動作可能性判断又は機能性評価の選択は、検査官が劣化又は不適合状態に対して動作可能性判断又は機能性評価が正当化されるかどうかを判断するために、プラント状態に関する文書（例えば、運転当直日誌、緊急作業文書、延期された変更、常時発注）をレビューすることから行えることがある。
・以下は、検査官がリスク優先度の高い SSC を特定する際に活用できる：
運転中－リスク達成価値（Risk Achievement Worth）など、プラント個別のリスク情報により決定される緩和系及び障壁健全性に関わる特性。例：高圧冷却材注入（HPCI）系、原子炉隔離時冷却（RCIC）系。
停止中－停止中に重要な安全機能を果たす緩和系及び障壁健全性に関わる特性。例：
SSC で、崩壊熱除去、インベントリ制御、電源利用可能性、反応度制御、炉心構成、又は格納容器に関わる もの。

3.2.7 - 21

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

・・・（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 22

3. 2. 7. 3. 3 検査内容
日米の検査内容はほぼ同様であるが、一部異なる。その異なる部分の検査内容が、プロセス指向の検査のように見受けられる。
原子力規制庁の検査ガイドでは、「リスク上重要な SSC に係る動作可能性判断及び機能性評価」を次のように検査する（下記「検査ガイドからの抜粋」及び「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）
・項目 a～c は、NRC 検査ガイドの項目 a～c に対応する。
・項目 d は日本独自の追加項目である。検査内容について「サーベイランス試験の合否判定の適切性を確認する」としているが、その内容はプロセス指向の検査のように見受けられる。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 23

（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3. 2. 7. 3. 4 検査ガイダンス
日米の検査ガイドでは、共通している。
原子力規制庁の検査ガイドは、NRC 検査ガイドの記載内容をブレークダウンして示している。NRC 検査ガイドの文章が長いので、こうした方が分かりやすい。（下記「検査ガイドからの抜粋」及び「NRC 検査ガイドからの抜粋」参照）（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 24

（NRC 検査ガイドからの抜粋）

3.2.7 - 25

3. 2. 7. 4 「BM0110 作業管理」の検査
この検査ガイドは、日米比較調査において、NRC 検査ガイドと関連性があるものが全くないというわけではないが、対応する NRC 検査ガイドという観点から、対応するものが見いだせなかった検査ガイドの 1 つである。その内容は従来のプロセス指向型検査のように見受けられる。以下に、検査ガイドから抜粋を示しながら内容の検討を示す。
3. 2. 7. 4. 1 検査目的
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

検査の目的は、次の要素から構成されている。
・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。
・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行う。
・原子炉施設の保安のための業務に係る品質管理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。
すなわち、検査の目的は「活動状況の確認」と「業務等の適合性の確認」にある。選定
したサンプルについて、こうしたプロセスの妥当性確認を踏まえながら、例えば、安全上重要な構築物、系統、機器が機能を実際に発揮できることを検査官として確認することをしないのであれば、従来のプルセス指向型の検査のように見受けられる。
3.2.7 - 26

3. 2. 7. 4. 2 検査サンプルの選定（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

検査対象は、施設管理を行う全ての及び活動とし、構築物、系統、機器サンプリングにより検査を行うとしている。パフォーマンスベースト検査では、何をサンプルに選ぶかが重要になる。サンプル選定については、「後述 4.1」参照としている。
3. 2. 7. 4. 3 検査手順
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

このサンプル選定の説明は分かりにくい。何を重視して、どのような情報を使って、サンプルを絞り込むべきか、イメージするのが難しい。「考慮」、「参考」のための具体的な指針は示されていない。具体例も示されていない。

3.2.7 - 27

（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

検査の実施については、「以下（4.2.1）」の施設管理に係る活動と施工管理に係る活動の「策定、運用等が適切であることを確認する」としている。
（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）

検査の内容を見ると、管理方針が定められ、運用されていること、保全計画を作成し、適切に管理されていることなどの確認で終わっている。これは、従来行われていたプロセ
ス指向型の検査と同じもののように見受けられる。
「活動が適切に実施されていること」を踏まえて、例えば、安全上重要な設備が設計基準事故時に機能健全性を維持することを検査官として確認するのであれば、パフォーマンスベーストの検査と見られるが、そのようには読み取れない。

3.2.7 - 28

3. 2. 7. 4. 4 検査の手引き（原子力規制庁が用いる検査ガイドからの抜粋）「施設管理に係る活動」に関しては、事業者の施設管理方針の記載内容の妥当性を確認することを趣旨としたガイダンスを記載している。これも、従来のプロセス指向型の検査と変わらない内容と見受けられる。

3.2.7 - 29

3. 2. 7. 5 パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直し及び検査適用対象の再整理のまとめパフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直し及び検査適用対象の再整理について、改善内容の検討から得られた主な検討結果のポイントを以下にまとめる。
パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直しについて
・検査ガイドの一部には、従来のプロセス指向型検査のように見られるものを含め、パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドという視点から改善が必要と考えられるものがある。
・検査ガイド「BM0110 作業管理」は、対応する NRC 検査ガイドは見当たらないが、従来のプロセス指向型の検査に近い内容に見受けられる。
・検査ガイド「BO0010 サーベイランス試験」は、対応する NRC 検査ガイドはあるが、内容は全く異なる。また、従来のプロセス指向型の検査のような内容に見受けられる。
・検査ガイド「BO1020 系統構成」は、対応する NRC 検査ガイドがあり、2 種類の検査がある点は共通しているが、検査の種類と内容は異なる。また、記載内容が分かりにくい。しかし、ガイダンスは NRC 検査ガイドから Walkdown の部分を流用している。
全体に、記載内容の明確化、分かりやすさが必要である。
・検査ガイド「BO1040 動作可能性判断及び機能性評価」は、対応する NRC 検査ガイドがあり、内容は部分的に対応しているが、対応していない部分（日本独自に追加した検査項目）の記載内容は分かりにくい。検査手順は、日本独自の検査項目について
は、従来のプロセス指向型の検査のように見受けられる。
・上記のような検査ガイドについて、パフォーマンスベーストの検査であることが明確に伝わるように、また、具体的に分かるように、検査ガイドの内容を見直すと良い。
検査適用対象の再整理について・サーベイランス試験の例にみられるように、NRC 検査ガイドと異なり、実用炉だけでなく、燃料サイクル施設等にも共通に利用できる検査ガイドとするために、サンプルの選定や検査方法などの説明を無理にまとめようとして、内容の明確さや具体性が不足している検査ガイドになっているものもある。
・このような検査ガイドについては、検査ガイドの利用者となる検査官の目線で、検査対象とする施設に応じた具体的で分かりやすい説明となるように、検査適用対象の再整理を検討し、適切な検査ガイドに向けた見直し（例えば、実用炉と燃料サイクル施設等の検査ガイドの分離）を行った方がよい。

3.2.7 - 30

3. 3

検査ガイドの改善内容の検討まとめ

原子力規制庁が参照する検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの比較調査結果より、日米検査ガイド間における主な相違を整理、抽出した結果から、原子力規制庁が用いる検査
ガイドに対する改善内容の検討を行った。
具体的には、日米検査ガイドの比較調査結果から得られた両者間の主な相違点を踏まえて、今後原子力規制検査の運用改善に資するような改善点を抽出し、改善内容の検討を行った。以下に示す改善内容の検討で得られた主な検討結果を整理し、まとめた。各改善内
容の検討の詳細は、3.2.1～3.2.7 を参照する。
・検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備・検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直し
・分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化
・規制検査関連用語の定義の整備
・検査ガイドの目的の記載内容のスリム化
・追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充
・パフォーマンスベーストに基づく検査ガイドに向けた見直し及び検査適用対象の再整
理3.3 - 1

4

まとめ
本調査では、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの比較調査を実施し、日米検査ガイド間における主な相違を整理した。比較調査の結果を踏まえて、原子力規制検査の運用改善に資する情報を得ることを目的に、改善内容の検討を行った。これら比較調査、および改善内容の検討結果を整理し、調査報告書にまとめた。
具体的には、実施内容としては、検査ガイドの比較調査に関する実施内容および整理した結果等を 2 章「検査ガイドの比較調査」に、検査ガイドの改善内容の検討に関する実施
内容および整理した結果を 3 章「検査ガイドの改善内容の検討」にそれぞれまとめた。
検査ガイドの比較調査では、原子力規制庁の検査ガイドと同時期までに発行された NRCの検査ガイドと対応したものを中心に調査をし、検査ガイド別にそれぞれの相違を整理し、まとめた。また、比較調査の対象検査ガイドにおける主な相違点を整理した総まとめを作成し、参考資料として報告書にまとめた。このほかに、現段階で原子力規制庁が用いる検査ガイドとして未整備で、近い将来日本でも必要とされるような検査ガイドとして、
10 CFR Part 21 報告要件、一般産業用工業品等採用（CGD：Commercial-Grade Dedication）、
運転認可更新（LR：License Renewal）、運転認可更新承認後サイト検査（PASI-LR：PostApproval Site Inspection for License Renewal）、運転認可更新適正申請時サイト検査（SITRA：Site Inspection for Plants with a Timely Renewal Application）の検査ガイドを追加して調査した（詳細は 2.3.2.32～2.3.2.36 参照）。さらに、原子力規制庁が用いる検査ガイドが参考にした当時の IP と最新版 IP の主な相違の状況について、その主な概要を整理し、参考資料としてまとめた（詳細は 2.3.2.37 参照）。
検査ガイドの改善内容の検討では、原子力規制庁が用いる検査ガイドおよび NRC の検査ガイドの比較調査から得られた結果より、日米の検査ガイドにおける主な相違点を整理し、今後の原子力規制検査の運用改善に資するような主な改善点を抽出した。下記の各改善点について、改善内容の検討を行い、それぞれの検討結果をまとめた。詳細は、3.2.1～
3.2.7 を参照する。
・検査ガイドの全体体系と図書構成の統一化に向けた整備・検査要件のサンプル選定ガイダンスの見直し
・分かりやすいガイダンスを目指した検査手順、検査手引の記述の整理と統合化
・規制検査関連用語の定義の整備
・検査ガイドの目的の記載内容のスリム化
・追加検査、特別検査、Part 21、CGD、LR 検査ガイドの拡充
・パフォーマンスベースドに基づく検査ガイダンスに向けた見直し及び検査適用対象の再整理
今後、原子力規制庁が用いる検査ガイドの改善活動の中で、重点的に改善するものについて、例えば、優先的に見直しを実施する検査ガイドを対象に、NRC がこれまでに行って4- 1

きた見直し作業やその関連内容等について、個別の検討テーマを設けて調査し改善案を検討、策定する。また、NRC が独自に実施してきた検査ガイド見直し活動の実態、見直しの中で行われてきた検討及びその内容、事業者との議論など原子力規制庁が用いる検査ガイドの今後の改善活動に寄与するような情報について、必要に応じて継続調査（現地調査含む）を実施し、NRC の手法、取り組み等を参考にするのも有効と考えられる。

4- 2