資料 1
特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定
及び今後の対応方針
令 和 ５ 年 ９ 月 ２ ７ 日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程（以下「新規程」という。）の制定案に関する意見（以下「提出意見」という。）に対する考え方につき了承を得ることについて諮り、当該制定案の決定について付議するとともに、特定の共通事項に係る技術文書（以下「トピカルレポート」という。）の技術評価に係る今後の対応方針の了承について付議するものである。
なお、トピカルレポートの技術評価の概要、位置付け等については、参考２を参照のこと。
２．経緯
令和５年度第１５回原子力規制委員会（令和５年６月１４日）において、意見公募の実施が了承され、任意の意見公募を実施した。その結果は以下のとおり。
３．意見公募の実施結果等(1)期 間：令和５年６月１５日から同年７月１４日まで（３０日間）(2)方 法：電子政府の総合窓口（e-Gov）及び郵送(3)提出意見数：４件 1
４．提出意見に関する考え方
提出意見に対する考え方について、別紙１のとおり了承いただきたい。
５．特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について提出意見等を踏まえ記載の適正化を行った新規程の制定案について、別紙２のとおり決定いただきたい。施行日は決定の日としたい。
６．今後の対応方針（委員会了承事項）（案）
トピカルレポートの技術評価について、今後以下のとおり対応を進めることとしたい。
新規程施行後、メーカー等からトピカルレポートの具体的な提出がなされた場合には、他の業務との優先度なども勘案した上で、トピカルレポートの技術評価を行う場として「特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る会合」を設け、新規程にのっとって対応する。
1

提出意見数は、総務省が実施する行政手続法の施行状況調査において指定された提出意見数の算出方法に基づく。なお、今回の意見公募において、提出意見に該当しないと判断されるものは１件であった。

1

当面の技術評価の体制については、原子力規制委員会からは、対象分野を踏まえ、杉山委員に担当いただく。原子力規制庁の体制としては、プラント審査担当審議官を担当指定職とし、実用炉審査部門を中心に、技術基盤
グループの職員も参画して構成する。具体的な人選については、提出されるトピカルレポートの内容等に応じて、個別の案件ごとに適宜特定する。
体制については、必要に応じて、適宜追加や見直しを行う。
７．別紙及び参考
別紙１
特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について（案）に関する提出意見及び考え方（案）（Ｐ.３～２４）
別紙２
特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について（案）（Ｐ.２５～３６）
参考１
特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について（案）の変更箇所（見え消し）（Ｐ.３７～４８）
参考２
特定の共通事項に係る技術文書（トピカルレポート）の技術評価とは（Ｐ.４９～５０）2

別紙１

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について（案）に関する提出意見及び考え方（案）

年

月

日

3

技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見
１「１．本規程の目的」では「トピカルレポートの技術的妥当性等について評価を行うこと」ととあり、「２．用語の定義」の「○３技術的妥当性等」とは“本規程５．３に規定する判断基準を満たすことをいう。”とあります。そして、「５．３ 技術評価の実施」では３行目に“技術評価における技術的妥当性等の確認のための判断基準は以下のとおりとする。”とあり、一つ目の鏃にて“トピカル
レポートの内容について、その技術的妥当性、適用性及び検証性を明確にしていること”とあります。
つまり、『技術的妥当性を明確にしていることが判断基準であり、判断基準を満たしていることをもって技術的に妥当であると評価する』としていると読めます。これでは、技術的妥当性の無限ルー
プで意味不明です。
技術的に妥当と判断する基準（法令，審査ガイド等）を明確にして下さい。

２

品質保証について意見です。
本規程（案）の「５．３ 技術評価の実施」の２番目の鏃では『解析コードや技術的内容の修正、新たな知見の反映等によるトピカル
レポートの更新について、品質保証の考えにのっとった適切な管理方法が定められていること』と記載されているだけで、具体的な品
質保証に対する要求事項が不明です。

考え方
特定の共通事項に係る技術文書（以下「トピカルレポート」という。）の技術評価においては、評価対象のトピカルレポートの内容に係る技術的妥当性に加え、当該トピカルレポートを適用しようとする対象の適切性やその技術的妥当性に係る検証可能なエビデンスが明確に示されているかといった観点、また、新知見の反映等による当該
トピカルレポートの更新が適切に行われる体制が確保されているかといった品質保証の観点からの評価も必要となります。本案では、これら技術的妥当性以外の判断基準も含めて満たすことを「技術的妥当性等」があることと定義して呼称しており、本案５．３において、当該判断基準を規定しています。
本案は、トピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等について一般的な規定を置くものであり、また、トピカルレポートの内容は新規かつ多様なものであることが想定されることから、その技術的妥当性等に係る具体的な判断基準や、参照すべき審査基準、審査ガ
イド等について予め画一的に定めることは困難であることから、本案５．３のような規定としています。
以上より、原案のとおりとします。
技術評価の判断基準に係る考え方については、No.１の提出意見への考え方を参照してください。
メーカー等のトピカルレポートの管理方法については、個別の技術評価の中で、必要に応じて関連する審査基準・審査ガイド等も参照
しながら、慎重に確認していくことになります。
以上より、原案のとおりとします。

技術評価の対象とするトピカルレポートは、『実用発電用原子炉施設の特定の安全に係る事項を取り扱っている』ことから、例えば米※提出意見に記載された URL については、リンク先のページの安全性を当委員会として保証できないことから、省略しています。

4

技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見

考え方

国の ASME NQA-1[1]相当を要求事項として規定して下さい。
旧規程の評価報告書では、「品質保証計画において、設計管理、文書管理、入出力データ管理、ソフトウェア管理及びこれらの是正措置が適切に規定されること」を確認した旨の記載がありましたが、ここで“適切に規定されている”の判断基準は ASME NQA-1 相当であるべきではないかと思うためです。
３

本規程（案）では旧規程より対象分野が大幅に拡充されていますが、対象分野があまりにも広すぎるためトピカルレポートに対する要求事項が明確ではありません。
（「３．技術評価の対象」の第１段落の２番目の鏃にて『当該トピ
カルレポートの技術的妥当性等を示すための必要かつ十分で詳細な情報が完備[脚注 2]されていること』と記載され、[脚注 2]では『トピカルレポートに記載された内容について、必要な情報の不足が無く、それらの情報を補完する検証データや補足説明などの情報が十分であり、科学的論理性・合理性に基づき当該トピカルレポー
トの内容の技術的妥当性等を詳細に立証することが可能であること。』と記載されているだけで、“必要な情報とは何か？”の項目すら記載されていません。）

本案は、トピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等について一般的な規定を置くものであり、また、トピカルレポートの内容は新規かつ多様なものであることが想定されることから、当該トピカルレポートの技術的妥当性等を示すために必要な情報等について
は、個々の内容に応じて慎重に確認する必要があり、それらを予め画一的に定めることは困難であることから、本案３．のような規定としています。
以上より、原案のとおりとします。

例えば、「原子力安全委員会安全審査指針集」[1]の「軽水型動力
炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」[2]では、プラント挙動等の安全性の解析（具体的には、想定冷却材喪失事故の解析）のためのコード及び評価のための手法に対し、「４．解析に当たっての要求事項」を規定しています。
本規程（案）でも技術評価の対象とするトピカルレポートの対象分

5

技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見

考え方

野毎に、要求事項を明確に規定して下さい。
４

本規程（案）の「３．技術評価の対象」では『技術評価の対象とするトピカルレポートは、以下の要件（以下「対象要件」という。）
を満たすものとする。』と記載されており、以降の４番目の鏃では『当該トピカルレポートが、複数の設置（変更）許可等の申請に参考文献として用いられることが具体的に見込まれるものであること』と記載されています。この「具体的に見込まれるものであること」の判断基準を明確にして下さい。
「３．技術評価の対象」の第２段落の鏃の脚注 3 では『実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号）第２条に規定する通常運転、運転時の異常な過渡変化、設計基準事故、重大事故等における実用発電用原子炉施設の挙動をいう。』と記載されていますが、これらのプラント挙動の安全性の解析・評価では、用いられるコードや手法が原子力安全委員会指針集[1]にまとめられている指針類（要求事項）に適合している必要があると思います。

本案３．において規定する技術評価の対象とするトピカルレポートの要件のうち、「～複数の設置（変更）許可等の申請に参考文献として用いられることが具体的に見込まれるものであること」とは、当該トピカルレポートを引用する複数の設置（変更）許可等の申請について、具体的な申請案件、スケジュール等が示されていることを指します。
トピカルレポートの技術評価と審査基準への適合性に係る審査との関係並びに実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号。
以下「許可基準規則」という。）や実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第1306193 号。以下「許可基準規則解釈」という。）において引用する
原子力安全委員会が定めた指針類に規定する以外の手法に係る考え方については、No.17～19 の提出意見への考え方を参照してください。
以上より、原案のとおりとします。

そこで、本規程（案）の「５．１ 提出前の要件等確認」では、当該トピカルレポートがどの指針類に対応しているのか？を確認する旨を規定して下さい。
===以下、補足
１０年以上も前に旧規程で技術評価が行われた確認済トピカルレ
ポート（PRIME03 と CARO-NA）は、現行コード（PRIME01、PRIME01-MOXと CARO）からの変更である旨が明記されていました。

6

技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見

考え方

そもそも旧規程では「９．対象とするトピカルレポートの分野について」として、・運転中の異常な過渡変化時又は事故時のプラント挙動を模擬す
る安全解析コード・燃料の機械設計
に限定していました。
このため、旧規程のトピカルレポートは、安全審査指針のどれに対応するのかが一目瞭然でした。
一方、本規程（案）では「対象分野」は『燃料設計、炉心設計、プラント挙動[脚注 3]等の安全性の解析のためのコード及び評価のための手法』と範囲が拡充されているため、安全審査指針のどれに対応するのか？で混乱が生じるおそれが考えられます。

５

言い換えると、現状の安全審査指針では想定していない評価手法に関するトピカルレポートは評価対象外として仕分けし、審査の実効性を向上させて頂きたいものです。
（例えば、ChatGPT のような生成 AI により事故時のプラント挙動を評価する手法のようなトピカルレポートが申請された場合に、現時点では時期尚早と判断されると思いますが、それ（指針類の想定外の手法は評価対象外である旨）を本規程（案）で明文化しておいて頂きたいものです。）(1)＜該当部分＞3 頁脚注 4 の 4 行目
なお、技術評価は、あくまでトピカルレポートの技術的妥当性等の評価を行うものであり、その内容の審査基準への適合性を判断する

技術評価は、あくまでトピカルレポートの技術的妥当性等の確認を行うものであり、審査基準への適合性を判断するものではありません。
トピカルレポートの技術評価と審査基準への適合性に係る審査との7

技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見
ものではないことに留意する。

６

７

＜内容＞
技術評価はトピカルレポートに記された評価手法およびその根拠データ等の審査基準への適合性を念頭に行われるものと思われますので、「その内容の審査基準への適合性を判断するものではない」とするのは不合理と思われます。例えば、「その内容の」を「その内容の全てについて」としては如何でしょうか。
(2)＜該当部分＞4 頁 2 行目
技術評価の結果を評価報告書（案）としてまとめる。

考え方関係については、No.17～19 の提出意見への考え方を参照してください。
以上より、原案のとおりとします。

＜内容＞
上記(1)に関連し、評価報告書（案）には、関連する基準類名を記載したうえで、トピカルレポートのどの部分が適合すると判断されたかを記載する必要があると考えます。
本規程（案）の「５．３ 技術評価の実施」の脚注 4 の最後の１文に『なお、技術評価は、あくまでトピカルレポートの技術的妥当性等の評価を行うものであり、その内容の審査基準への適合性を判断するものではないことに留意する。』と記載されています。
第 15 回原子力規制委員会(令和 5 年 06 月 14 日)では、山中委員長
から『非安全側のそういうものを我々があえて認めることはないわ
けですので』との発言がありました。山中委員長のこの御発言は、
原子力規制庁が原子力規制委員会に評価報告書（案）の審議を依頼した時点で、原子力規制庁では安全性について何らかの判断基準を満足していることを確認していることを前提にしていると思います。

8技術評価の対象要件、対象分野、判断基準に関するもの
No. 提出意見

考え方ですので、本規程（案）の５．３節の脚注 4 の最後の１文の後半部
分は、「審査基準への適合性を判断するものではない」と否定的な内容ではなく、「安全性を■■■の判断基準を満足していることを確認している」等の肯定的な内容に修文して下さい。

9トピカルレポート及び情報の管理等に関するもの
No. 提出意見８「５．７ メーカー等への通知及び公表」には『【中略】公開版のトピカルレポート及び評価報告書と併せて公表する。』と記載されています。ここで、“公表”とは国立国会図書館への納本ですか？
「附則」の２項で述べられた『旧規程により技術評価【中略】が行われたトピカルレポート』とは、第 15 回原子力規制委員会(令和 5
年 06 月 14 日)の資料１[1]によると以下の２冊と思われますが、この２冊は国立国会図書館で検索しても納本が確認できません。
また、「附則」の２項では『【中略】（旧規程１．に規定する「トピカルレポート」をいう。）の取扱いは、特定の共通事項に係る技
術文書の技術評価に係る規程（以下「新規程」という。）の確認済
トピカルレポート（新規程５．８に規定する「確認済トピカルレポート」をいう。）の取扱いに準ずる。』と記載されており、さらに「６．１ 管理の方法」の第２段落では『なお、トピカルレポート、
評価報告書、管理簿等の管理については、原子力規制委員会行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号）等に基づいて行う。』と記載されています。つまり、以下の２冊のトピカルレポートとその評価報告書も原子力規制委員会の行政文書管理規則に基づき管理されるのですか？
そもそも論ですが、本規程（案）でいうところの「確認済トピカルレポート」は行政文書なのでしょうか？
これまで設置（変更）許可等の申請に参考文献として行政文書が挙げられた例は無いと思います。

考え方
本案５．７における「公表」とは、国立国会図書館法（昭和２３年
法律第５号）第２４条第１項に基づく国立国会図書館への納入（以下「納本」という。）ではなく、原子力規制委員会ホームページ上における公表を意味しています。
本案附則第２項に規定する「旧規程により技術評価（中略）が行われたトピカルレポート」及びこれらの評価報告書については、旧原子力・安全保安院（以下「旧組織」という。）において、技術評価
完了時にこれらの公開版を公表しており、そのページは、、国立国会図書館インターネット資料収集保存事業（WARP）において「燃料トピカルレポート評価報告書等の公表について（2010 年 6 月 18 日）」として保存され、現在でも閲覧が可能です。
本案５．８に規定する確認済トピカルレポートに限らず、許認可等の申請書や、当該申請に係る添付資料、説明資料、参考資料等、事業者等から原子力規制委員会に対して提出される資料は、公文書等の管理に関する法律（平成２１年法律第６６号）等に基づいて管理しています。
また、本案６．１に規定するとおり、確認済トピカルレポートを含め、技術評価が完了したトピカルレポートを、その評価報告書と一体的に管理することになります。
なお、本案附則第２項に規定する「旧規程により技術評価（中略）が行われたトピカルレポート」及びこれらの評価報告書については、
原子力規制委員会において、旧組織から行政文書として引き継ぎ、
原子力規制委員会行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号）等に基づいて管理を行っているところであり、国立公文書館への移管
又は廃棄の措置は行っていません。

また、以下の２冊のトピカルレポートは１０年以上も前のものであり、旧原子力安全基盤機構が作成した評価報告書は保存期間の１０10トピカルレポート及び情報の管理等に関するもの
No. 提出意見

考え方

年を過ぎて廃棄されているのではないでしょうか。
米国のトピカルレポートでは NRC の承認（Final SER）を得たもの
は、トピカルレポートに Final SER を添付したバージョンを安全審査で引用しています。
本規程（案）でいうところの「確認済トピカルレポート」は、評価報告書を添付することを想定しているのでしょうか？
===ここから（出典[1]からの抜粋）
旧原子力安全・保安院において旧規程により技術評価を行ったトピ
カルレポートとしては、原子燃料工業株式会社から提出された「燃料棒熱機械設計コードＣＡＲＯ-ＮＡについて」（平成２０年１２
月２４日付提出、平成２２年４月２１日付改訂、同年６月１８日技術評価完了）及び株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・
ジャパンから提出された「燃料棒熱・機械設計コードＰＲＩＭＥ０３について」（平成２１年１月２８日付提出、平成２２年４月２１
日付改訂、同年６月１８日技術評価完了）がある。
===ここまで
９

規程案では，トピカルレポートの管理のため，トピカルレポートの付番ルールが示されていますが，確認済みトピカルレポートを設置（変更）許可等で引用する場合，図書番号は 6.2 節で規定している番号となるのか，又は，申請者が発番したトピカルレポートの番号となるのかご教示お願いします。

本案６．２に基づいて付される番号は、原子力規制委員会がトピカ
ルレポートを管理するために利用するものであり、事業者等において、設置変更許可等の申請にトピカルレポートを引用する際に必ずしも記載を求めるものではありません。
しかしながら、引用するトピカルレポートが一意に特定でき、かつ当該トピカルレポートが技術的妥当性等が確認されたものであることが明確に判断できるよう、適切な記載を行う必要があります。

11

トピカルレポート及び情報の管理等に関するもの
No. 提出意見10

技術評価の体制について，必要に応じて「外部有識者に参加を依頼する」との記載がありますが，トピカルレポートの記載内容には非公開情報も含まれるため，申請者と競合する関係者が外部有識者として審査に参加する場合には，公正な競争を阻害することになります。外部有識者の選定にあたっては，申請者と競合する関係者が審査に参加することを防ぐ仕組みとするよう要望します。

11

外部有識者等への情報提供に関する項目において，提供情報等を「外部有識者等に提供する必要がある場合には，？（中略）？，メーカー等の同意を得る」との記載がありますが，非公開情報を規制庁以外に開示する際には，基本的には秘密保持契約などの締結が必要になります。現状の記載ではそのようなケースが想定されているか明確には読み取れませんので,「同意を得る」の箇所に脚注として次を加えて頂くことを要望します。
“必要に応じて秘密保持に係る契約等を締結する。”
本規程（案）が対象とするトピカルレポートと、従来から設置（変更）許可等の申請で引用しているメーカー等の公開文献との関係（取り扱いの区別等）が不明です。

12

本規程（案）が対象とするトピカルレポートでも参考文献としてメーカー等の公開文献を引用すると思います。この場合、本規程（案）の技術評価の対象に、当該トピカルレポートで引用されているメー
カー等の公開文献も含まれるのでしょうか？

考え方
外部有識者等に参加を依頼する場合には、「原子力規制委員会が、電気事業者等に対する原子力安全規制等に関する決定を行うに当たり、参考として、外部有識者から意見を聴くにあたっての透明性・中立性を確保するための要件等について」（原規技発第 121010001
号）等に基づき、中立性を適切に確保した上で技術評価を実施することになります。
また、本案６．３に規定するとおり、トピカルレポートのために情報を外部有識者等に提供する場合には、事前にメーカー等の同意を得ること、提供する情報が非公開情報を含んでいる場合には、当該情報を提供する外部有識者等に対して厳格な管理を求めること、当該情報の利用の必要性がなくなった場合には、速やかに削除又は返却を求めることとしています。
本案６．３に規定するとおり、トピカルレポートの技術評価のために情報を外部有識者等に提供する場合には、事前にメーカー等の同意を得ることとしており、当該同意を得る過程において、当然にして、必要な手続等についても調整することになります。
以上より、原案のとおりとします。

本案に規定する技術評価の対象は、本案５．１及び５．２の規定に基づいて受理したトピカルレポートですが、その技術的妥当性等の確認に必要と判断すれば、当該トピカルレポートにおいて引用する
文献の内容等についても、必要な確認を行うことになります。
なお、新規制基準適合に係る設置変更許可申請の審査においては、事業者が、炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評
価において、実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデル及びコードを用いていること等を確認しています。

12

トピカルレポート及び情報の管理等に関するもの
No. 提出意見

考え方

想定する懸案として、市販されている商用コードのマニュアルを引用している場合、商用コードでブラックボックス化されている事項の妥当性確認についてです。
例えば、日本原子力学会誌 ATOMOΣ Vol.62，No.2 では JAEA/CLADSの倉田さんが“現状の SA 解析コードでは，十分な理論的根拠なしに，仮想的に共晶温度 2,200℃に設定しなおし解析を行っている。”
旨を指摘しています[1]。倉田さんの論文(Short/Report)では現状の SA 解析コードを具体的に記載されていませんが、再稼働した大飯発電所 ３・４号炉の原子炉設置許可申請書に参考文献として引用されている文献[2]によると『ＭＡＡＰの解析では、炉心溶融開始時期は炉心最高温度が 2500K に到達した時点として評価している。』と記載されていることから、倉田さんの指摘が該当するのではないかと考えます。
このように、商用コードで十分な理論的根拠なしにブラックボック
ス化されている事項を引用しているトピカルレポートの技術評価はどうするのですか？
トピカルレポートに引用されている文献は技術評価の対象外になるのですか？

13

技術評価後のトピカルレポートの取扱いに関するもの
No. 提出意見
13

14

(3)
＜該当部分＞6 頁 6 行目
当該確認済トピカルレポートに係る技術評価の結果を参照するな
ど、当該申請等の審査又は技術評価を合理的に行うことができるも
のとする。
＜内容＞
トピカルレポートの位置付けを明確にする意味で、「合理的」について「当該申請等の審査又は技術評価のうち、トピカルレポートで技術評価済の部分を省略できるものとする。」と具体的に記載しては如何でしょうか。
トピカルレポートの使用等に関する項目において，確認済トピカル
レポートの引用先として，「設置（変更）許可等の申請又は別のト
ピカルレポート」との記載がありますが，現行の記載では取替炉心の安全性の確認，型式指定及び設工認ではトピカルレポートは引用できないように読み取れます。審査効率向上のためにも，型式指定及び設工認（設計・工事計画許可）においても，引用対象範囲であると読み取れる記載にしていただくことを要望します。
また，貴庁の“基本検査運用ガイド，取替炉心の安全性”の 4.2 (3)において，“評価手法及び計算コードは，原子炉設置（変更）許可
申請書，トピカルレポート等で妥当性が確認されているもの”とあることから，取替炉心の安全性の確認においても円滑に確認済みの解析コード及び評価手法を使用できるように，“取替炉心の安全性の確認”に当たって確認済みトピカルレポートが引用できる記載にしていただくことを要望します。

考え方
技術的妥当性等が確認されたトピカルレポートを引用した設置（変更）許可等の申請の審査においても、当該トピカルレポートの当該申請への適用性について確認するなど、当該トピカルレポートに係る確認を全く省略することはないことから、本案７．２のような記載としています。
以上より、原案のとおりとします。

本案は、トピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等を、現在の原子力規制委員会の体制や業務実態等と整合する形で定めるためのものであり、技術評価を行うトピカルレポートの引用先については、まずは、旧組織における対象と概ね同等の範囲である設置（変更）許可（及び設置（変更）許可に相当する型式証明及びその変更）を想定しています。
上記以外の引用先を想定するトピカルレポートの技術評価について
は、今後の運用状況等を踏まえ、慎重に検討していきます。
また、「基本検査運用ガイド 取替炉心の安全性」（BO1050_r3。原
子力規制庁原子力規制部検査監督総括課）４．２（３）においては、
取替炉心設計の前提条件として確認する項目として、「評価手法及び計算コード」に関して、「原子炉設置（変更）許可申請書、トピ
カルレポート等で妥当性が確認されているもの」又は「事業者が対象の炉心に対してあらかじめ妥当性を確認しているものを使用していること」としています。
以上より、原案のとおりとします。

14

技術評価後のトピカルレポートの取扱いに関するもの
No. 提出意見
15

本規程（案）の「７．２ 更新又は使用が中止されたトピカルレポートを引用する申請等の取扱い」には『メーカー等が確認済トピカルレポートの更新又は使用の中止について原子力規制委員会に報告する場合には、当該確認済トピカルレポートを引用している申請等への影響も併せて報告を求めるものとする。』と記載されていますが、「？申請等への影響も併せて報告を求める」の主語（誰が報告するのか？）について確認のため質問します。
まず、「確認済トピカルレポートの更新を原子力規制庁に報告する」の主語は、当該トピカルレポートを提出したメーカー等であると理解しています。

考え方
御意見を踏まえ、本案７．２の規定について、主語を明確化するための修正を行うこととします。
なお、本案５．８に規定するとおり、メーカー等が確認済トピカル
レポートを更新する場合には、技術評価により技術的妥当性等を確認することになります。更新の内容が軽微であり、改めて技術評価を実施する必要がないと原子力規制委員会が判断すれば、技術評価は不要とすることとしています。
また、本案７．２において、メーカー等が確認済トピカルレポートの更新等について原子力規制委員会に報告した場合には、申請等において当該確認済トピカルレポートを引用している者に対して、当該申請等への影響について速やかに原子力規制委員会に報告を求めることとしています。

そして、「解析コードの変更等による申請等への影響を原子力規制庁に報告する」の主語は、設置（変更）許可等の申請者になると理解しています。
このように、主語が異なる（トピカルレポートと設置（変更）許可
申請書で主体が異なる）のであれば、本規程（案）の文章を２つに分けて明確化して下さい。
===以下、補足
アメリカの連邦規則集の一つである 10CFR50.46[1]の(a)(3)(ii)では、トピカルレポートを提出したメーカー等に対して年１回の書面によるコミュニケーションを義務付けています。
(a)(3)(ii)は以下。
“ For each change to or error discovered in an acceptable15技術評価後のトピカルレポートの取扱いに関するもの
No. 提出意見

考え方

evaluation model or in the application of such a model that
affects the temperature calculation, the applicant or holder
of a construction permit, operating license, combined license,or manufacturing license shall report the nature of the change
or error and its estimated effect on the limiting ECCS analysis
to the Commission at least annually as specified in §50.4 or§ 52.3 of this chapter, as applicable.”
例えば、Westinghouse 社は今年の３月に以下の書面[2]を公開して
います。

16

旧規程では、このような年１回の書面によるコミュニケーションは規程されていませんでしたが、今回の本規程（案）ではアメリカと同様に年１回の書面によるコミュニケーションを規定することを希望します。
本規程（案）の「附則」の２項では『旧規程により技術評価（旧規
程２．に規定する「技術評価」をいう。）が行われたトピカルレポート（旧規程１．に規定する「トピカルレポート」をいう。）の取扱いは、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程（以下「新規程」という。）の確認済トピカルレポート（新規程５．８に規定する「確認済トピカルレポート」をいう。）の取扱いに準ずる。』と記載されていますが、株式会社グローバル・ニュークリア・
フュエル・ジャパンから提出された「燃料棒熱・機械設計コードＰ
ＲＩＭＥ０３について」は１０年以上も前（平成 22 年 6 月 18 日）に技術評価完了したものです。
この旧規程により技術評価が行われたトピカルレポートに対し、技術評価完了から約１０年間の品質保証活動について原子力規制庁

トピカルレポートの適切な管理については、当該トピカルレポートの作成者であるメーカー等がまず一義的に行うべきものです。
その上で、本案附則第２項に規定するとおり、旧組織において技術評価が行われたトピカルレポートの取扱いは、本案５．８に規定する確認済トピカルレポートの取扱いに準ずるとしており、したがって、当該トピカルレポートを更新する場合及び新たな知見によりその技術的妥当性等に影響が生じるおそれがある場合には、本案５．
８の規定等が準用されます。
なお、旧組織において技術評価が行われたトピカルレポートは、これまでのところ、いずれも処分済の設置（変更）許可等の申請における引用実績はありませんが、当該トピカルレポートのうち、株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパンから提出された「燃料棒熱・機械設計コードＰＲＩＭＥ０３について」（平成２16技術評価後のトピカルレポートの取扱いに関するもの
No. 提出意見がどのように確認しているのかを明確にして下さい。
本規程（案）では「５．８ トピカルレポートの更新又は使用の中止」を規定していますが、旧規程により技術評価が行われたトピカルレポートに対し、５．８節の規定が遡及して適用されるのか不明
なために意見するものです。

考え方
１年１月２８日付提出、平成２２年４月２１日付改訂、同年６月１８日技術評価完了）については、令和５年１月１２日に同社から申請された１０行１０列燃料の設計の型式証明申請書において引用されており、その審査の中で、当該申請への適用性や最新知見の反映
状況等を確認することになります。

===以下、補足
比較的(？)の近年に米国で、当該トピカルレポートとよく似た名前のトピカルレポート[1]が GNF-A 社から公開されています。タイト
ル で は "PRIME" と 記 載 し て い ま す が 、 中 身 を 見 る と "PRIME03(hereafter PRIME)"との記載があるので、関係があるかな？と思った次第です。
The PRIME Model for Analysis of Fuel Rod Thermal - Mechanical
Performance:
Part 1 - Technical Bases, NEDO-33256-A, Revision 2, October
2021, Part 2 - Qualification, NEDO-33257-A, Revision 2, October
2021, Part 3 - Application Methodology, NEDO-33528-A, Revision2, October 2021
資料[1]は単なる気付き事項ですが、この約１０年間の最新知見を今後も審査に取り入れて安全性を向上させて頂きたいと思います。

17

その他の提出意見
No. 提出意見17

今回のトピカルレポート制は、統計的安全評価手法の適用のためとの説明がありますが、審査基準の見直し（新たな審査基準の追加）が先に必要ではないでしょうか？
米国で大破断 LOCA に統計評価を導入するにあたり、NRC は RG.
1.157 を発行しています。

18

日本の現状の ECCS 性能評価指針は、
米国の Appendix K 相当ですが、同様に米国の RG. 1.157 相当の審査基準を先に制定してから、今回のトピカルレポート制を導入するの順番が必要と思います。
「３．技術評価の対象」の第２段落では、『技術評価の対象とする
トピカルレポートの分野（以下「対象分野」という。）については、
以下のとおりとする。』とあり、具体的には『燃料設計、炉心設計、
プラント挙動[3]等の安全性の解析のためのコード及び評価のための手法』とあります。そして、脚注の[3]では、『実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号）第２条に規定する通常運
転、運転時の異常な過渡変化、設計基準事故、重大事故等における実用発電用原子炉施設の挙動をいう。』とあります。
この脚注[3]で挙げられた規則の第十九条（非常用炉心冷却設備）
では、『発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、非常用
炉心冷却設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。』として、『一 一次冷却材を喪失した場合においても、
燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい損傷を生ずる温度を超えて上昇することを防止できるものとすること。』および『二 一次冷却材を喪失した場合においても、燃料被覆材と冷却考え方
本案は、トピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等を、現在の原子力規制委員会の体制や業務実態等と整合する形で定めるためのものです。
個別のトピカルレポートが技術評価の対象となるかについては、本
案５．１に規定する提出前の要件等確認において確認することにな
ります。また、個別のトピカルレポートの技術的妥当性等について
は、その技術評価において確認することになります。さらに、設置（変更）許可等の申請において技術的妥当性等が確認されたトピカルレポートを引用する場合においても、当該申請が許可基準規則等の審査基準に適合しているかについては、個別の審査において確認することになります。したがって、本案の制定をもって、特定の評価手法が技術評価の対象となるか否かや、その技術的妥当性等の有無及び審査基準への適合性を判断するものではありません。
なお、許可基準規則解釈は、その一部規定において、発電用軽水型
原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）や軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価
指針（昭和５６年７月２０日原子力安全委員会決定）等の原子力安全委員会が定めた指針類を引用していますが、許可基準規則解釈は「設置許可基準規則に定める技術的要件を満足する技術的内容は、本解釈に限定されるものではなく、設置許可基準規則に照らして十分な保安水準の確保が達成できる技術的根拠があれば、設置許可基準規則に適合するものと判断する。」と規定しており、許可基準規則解釈や許可基準規則解釈において引用する原子力安全委員会が定めた指針類に規定する手法以外を全く排除しているものではありません。

18

その他の提出意見
No. 提出意見

考え方

材との反応により著しく多量の水素を生じないものとすること。』とあります。
つまり、本規定の対象分野とは、『設計基準事故』では『燃料被覆材の温度』が絶対に『【中略】温度を超えて上昇すること』がないことを確認するためのコードと手法であると読めます。

19

言い換えると、統計的安全評価は対象外と読めます。
第 15 回原子力規制委員会(令和 5 年 6 月 14 日)での議論からすると、
本規程（案）は統計的安全評価手法（以降、BEPU 手法と略）の適用に向けたものと理解します。しかし、BEPU 手法の我が国での適用は時期尚早ではないか？と思うので意見を述べるものです。
===ここから
原子力規制庁(NRA)殿の安全研究成果報告(RREP-2023-2003)[1]にも記載があるように、米国の Westinghouse 社は最新の BEPU 手法として FSLOCA^(TM)(WCAP-16996-NP-A,Rev.1)の認証を取得しています。この FSLOCA^(TM)の統計評価手法は少し微妙です。というのも、
上記の NRA 殿の安全研究成果報告[1]では、FSLOCA^(TM)の認証取得(Final SER 発行)したトピカルレポートは 2016 年 11 月と記載されています。これは出典[3-1]を根拠としているのであれば、誤解を与えるおそれがあると思います。（出典[3-1]の Final SER は出典[2]になります。）
その後(2017 年 5 月 31 日)に Westinghouse 社から「統計評価手法に誤りがある（An error has been discovered in the FSLOCA EM
statistical processing method.[5-1]）」旨の米 NRC への自白が

19

その他の提出意見
No. 提出意見考え方

あ り ま し た [4] 。 （ 蛇 足 に な り ま す が 、 2017 年 2 月 27 日 にWestinghouse 社は NRC と非公開の会議で説明しています[5]。）このため、米 NRC は再度レビューし、2017 年 9 月 12 日に Final SERを改訂しています[6]。最終的に、FSLOCA^(TM)の認証取得(改訂版の Final SER 発行[6])したトピカルレポートは 2017 年 10 月の発行です[7]。（トピカルレポート[7-1]の表紙には 2016 年 11 月と記載
していますが、表紙をめくって冒頭に添付している Final SER は2017 年 9 月に発行された改訂版[6]です。）

20

21

米国 NRC でも見抜けなかった誤り（複数の Figure of Merit がある
場合の順序統計法におけるサンプル数の議論，以下の出典[3-2]の30.3 節が誤りで、出典[7-2]の 30.3 節が正しい）ですので、我が国でも BEPU 手法の導入にあたっては、まず NRA 殿が正しい統計評
価手法を規程する必要があると思います。（2022 年 4 月に発行された日本原子力学会の標準[8]で、この Westinghouse 社の誤りが議論されているのか？は不明と思っています。）
規程案によると、技術評価の対象とするトピカルレポートは、「実用発電用原子炉施設の特定の安全に係る事項を取り扱っていること」という要件を満たす必要があります。規程案には「実用発電用原子炉施設の設置（変更）許可等の申請に係る審査に先立ち」と記
載のあることから、「実用発電用原子炉施設」には、許可済みの原子炉だけでなく、将来的に設置許可申請の可能性のある新設計の発電用原子炉も対象として含まれると理解しますが、そのような理解でよいでしょうか。
技術評価の実施に関して，「提出を受理したトピカルレポートについて、技術評価を行う。」との記載がありますが，この記載では技術評価の実施時期が明確ではありません。技術評価によってもたら本案における「実用発電用原子炉施設」は、核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号）第４３の４第１項に規定する実用発電用原子炉及びその附属施設を指すものであり、御指摘のとおり、設置許可済の施設か否かに関わらず対象になり得ます。
一方で、本案３．において規定するとおり、技術評価の対象とする
トピカルレポートは、その要件の一つとして、「複数の設置（変更）許可等の申請に参考文献として用いられることが具体的に見込まれるものであること」を満たす必要があります。
トピカルレポートの内容は新規かつ多様なものであることが想定されることから、その技術評価については慎重に行う必要があります。
また、複数のトピカルレポートが提出されることや、トピカルレポ

20その他の提出意見
No. 提出意見22

23

される安全性向上策の導入に早期に結び付け，活用できるようにする観点から，“速やかに技術評価を行う” との記載とすることを要望します。
脚注 1 によると，本文中の “プラントメーカー” の定義は， “発電用原子炉施設に係る特定機器の設計の型式証明” を受けた者／
申請している者／申請を行おうとしている者に限定されているように読み取れます。
このため，本文中の “プラントメーカー” には安全評価を実施す
るプラントメーカ，エンジニアリング会社などが含まれず，これらの者が許認可に使用する解析コード及び／又は評価手法に係るト
ピカルレポート，すなわち TRAC 系コード，統計的安全評価手法などのトピカルレポートが含まれないように読めてしまう懸念があります。
上記懸念を踏まえ，「安全評価のための解析を実施する者及び申請される評価手法を用いて安全評価を実施する者」を脚注部に加えることを要望します。
脚注 2 の「それらの情報を補完する検証データ」に記載のある "検 証 デ ー タ " に つ い て は ， 近 年 の V&V （ Verification andValidation）では，“検証及び妥当性確認”の実施が要求されていることを踏まえ，“検証” 結果だけではなく，“妥当性確認” の結果を含むものと理解していますが，現状の記載では，“検証” 結果だけを補完情報として示すこととの誤解を招く可能性があります。
このため，“検証データ”ではなく，“適格性評価結果”とすることを提案します。
なお，“適格性評価”は，原子力学会の標準，電気協会の規格などで設置（変更）許可申請における安全評価，取替炉心の安全性の確認などに適用する解析コードの V&V（検証及び妥当性確認）を表す

考え方
ートの技術評価以外の案件への対応も想定すれば、限られたリソースを踏まえた上で、適切に対応を進める必要があります。
以上より、原案のとおりとします。
本案２．②脚注１は、「プラントメーカー」ではなく、「発電用原子炉設置者等」の具体的な範囲を規定しているもので、御指摘の「プラントメーカ」は本案２．②における「プラントメーカー」に該当します。また、本案２．②中「主として」とするとおり、トピカル
レポートの提出者として、プラントメーカー、燃料メーカー及び発電用原子炉設置者等以外の者を排除するものではありません。
以上より、原案のとおりとします。

御意見及び本案３．脚注２が解析コードに限らず技術評価の対象とするトピカルレポートの一般的な要件に関するものであることを踏
まえ、本案３．脚注２の「それらの情報を補完する検証データ」を「それらの情報を補完するデータ（解析コードに係る適格性評価結果など）」に修正します。

21

その他の提出意見
No. 提出意見

考え方

用語として誤解の余地なく明確に定義されています。
24

25
26

27

28

技術的妥当性等確認のための判断基準として，「トピカルレポートの内容について、その技術的妥当性、適用性及び検証性を明確にしていること」との記載がありますが，ここに記載のある "検証性"については，近年の V&V（Verification and Validation）では，“検証及び妥当性確認”の実施が要求されていることを踏まえ，“検証”だけではなく，“妥当性確認” を含むものと理解しています
が，現状の記載では，“検証” だけを対象としているとの誤解を招く可能性があります。
このため，“検証性”ではなく，“適格性評価”とすることを提案します。
なお，“適格性評価” は，原子力学会の標準，電気協会の規格などで設置（変更）許可申請における安全評価，取替炉心の安全性の確認などに適用する解析コードの V&V（検証及び妥当性確認）を表す用語として誤解の余地なく明確に定義されています。
・１ページの６行「を可能とし」は「が可能となり」のほうがよい。
同９行「が可能となる」と平仄が合うから。
・１ページの１９行「特定の共通事項の係る技術文書（トピカルレポート）」は「トピカルレポート」のほうがよい。同２行で略語を定義しているから。
技術評価の対象とするトピカルレポートの分野について，「プラント挙動等の安全性の解析のためのコード」との記載がありますが，
ここに記載のある "コード" について，ほかの箇所では全て “解析コード” を用いていることから，他の意味合いを持つとの誤解を受けないように “解析コード” に統一するのがよいと考えます。
・１ページの３．の記載について： 対象要件、対象分野の順で記

御意見及び本案がトピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等について一般的に規定したものであることを踏まえ、御指摘の「検証性」に脚注５として「検証性が明確にされているとは、トピカル
レポートの技術的妥当性や適用性について、その根拠となる情報（解析コードに係る適格性評価結果などのデータ等）が適切に示されており、検証可能であることをいう。」を追加します。

御意見を踏まえ、本案１．の「を可能とし」を「が可能となり」に修正します。
本案２．②においては、定義する用語を可能な限り明確に指定するため、「特定の共通事項の係る技術文書（トピカルレポート）」と、正式名称及びその略称を併せて記載しているものです。
以上より、原案のとおりとします。
御意見を踏まえ、本案３．の「安全性の解析のためのコード」を「安全性の解析のためのコード（以下「解析コード」という。）」に修正します。

本案３．に規定する対象要件及び対象分野は、本案５．１に規定す22

その他の提出意見
No. 提出意見載がなされているが、まず確認すべきものは対象分野ではないのか？

29

・３ページの１行、３行の「要件」と他の箇所の「対象要件」との違いは何か？

30

・３ページの９行「提出を受理し」は日本語として不適当である。
たとえば「提出物を受理し」などとしたらいかがか。

31

・３ページの１７行「関連する審査基準、審査ガイド等」の「等」には、審査基準、審査ガイド以外の何が含まれるのか？

32

・４ページの４行「追加要求事項」を含む評価報告書に係るトピカルレポートは、５ページの「ACP」と「RJC」のどちらの状態に分類されるのか？（トピカルレポートの内容の一部に技術的妥当性等がない場合の位置づけ）
・４ページの１９行「更新されたもの」は「更新し確認されたもの」のほうがよい。

33

考え方
るとおり、提出前の要件等確認において合わせて確認するものであり、特段確認に順番を設けているものではありません。
本案３．において、対象要件を先に規定しているのは、当該要件が技術評価の対象とするトピカルレポートの要件について対象分野によらず定めているものであることを踏まえたものです。
以上より、原案のとおりとします。
本案５．１における「当該トピカルレポートが要件を満たして」は、正しくは「当該トピカルレポートが対象要件を満たして」ですので、御意見を踏まえ修正します。
御意見を踏まえ、本案５．２の「メーカー等からの提出を受理し」を「メーカー等から提出された当該トピカルレポートを受理し」に修正します。
トピカルレポートの技術評価においては、当該トピカルレポートの内容を踏まえ、必要に応じて、関連する審査基準、審査ガイドに加え、関連する民間規格や過去の設置変更許可等に係る審査の実績などを参照することも考えられることから、「関連する審査基準、審査ガイド等」としています。
トピカルレポートの技術評価において、本案５．４に規定する追加要求事項及びそれに対する適切な反映を含めた上で技術的妥当性等が確認・判断されれば、当該トピカルレポートの状態は「ACP（技術的妥当性等あり）」となります。
本案５．８に規定するとおり、メーカー等が確認済トピカルレポー
トを更新する場合には、当該更新の内容が軽微であり、改めて技術評価を実施する必要がないと原子力規制委員会が判断した場合以外
は、技術評価により技術的妥当性等を確認することとなります。
本案５．８の「更新されたもの」は、上記の原子力規制委員会の確認等を経たトピカルレポートを指します。
以上より、原案のとおりとします。

23

その他の提出意見
No. 提出意見34

・５ページの１３行の文末「記載。」は「記載する。」のほうがよい。他の箇所の例と同様に。

考え方
御意見を踏まえ、本案６．２②における「記載。」を「記載する。」に修正します。

24

（案）

別紙２
制定

令和

年

月

日

原規規発第

号

原子力規制委員会決定

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程について次のように定める。
令和

年

月

日
原子力規制委員会

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について

原子力規制委員会は、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程を別添のとおり定める。
なお、規制等業務の当面の実施手順に関する方針（原規総発第 120919097 号）２．（２）の規定に基づき旧原子力安全・保安院より継承されている「トピカルレポートの技術評価について（内規）」（平成２０･１２･０８原院第５号（平成２０年１２月１２日原子力安全・保安院制定）。以下「旧規程」という。）は、以後用いない。
附 則
１ この規程は、令和 年 月 日から施行する。
２ 旧規程により技術評価（旧規程２．に規定する「技術評価」をいう。）が行われたトピ
カルレポート（旧規程１．に規定する「トピカルレポート」をいう。）の取扱いは、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程（以下「新規程」という。）の確認済ト
ピカルレポート（新規程５．８に規定する「確認済トピカルレポート」をいう。）の取扱
いに準ずる。

25

（案）

（別添）

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程

令和

年

月

原子力規制委員会

1

26

（案）

改定履歴
日付
令和

年

改定内容
月

日

制定

2

27

（案）

目次
１．本規程の目的 ............................................................................................................................. 1
２．用語の定義................................................................................................................................. 1
３．技術評価の対象 ......................................................................................................................... 1
４．技術評価の体制 ......................................................................................................................... 2
５．技術評価等の方法 ...................................................................................................................... 2
５．１ 提出前の要件等確認 ........................................................................................................ 2
５．２ トピカルレポートの提出 ................................................................................................. 3
５．３ 技術評価の実施 ............................................................................................................... 3
５．４ 評価報告書（案）の作成 ................................................................................................. 4
５．５ 原子力規制委員会における審議及び意見公募の実施....................................................... 4
５．６ 原子力規制委員会における決定 ...................................................................................... 4
５．７ メーカー等への通知及び公表 .......................................................................................... 4
５．８ トピカルレポートの更新又は使用の中止 ........................................................................ 4
６．トピカルレポート等の取扱い .................................................................................................... 5
６．１ 管理の方法 ...................................................................................................................... 5
６．２ トピカルレポートの番号 ................................................................................................. 5
６．３ 外部有識者等への提供 .................................................................................................... 5
７．トピカルレポートの使用等 ........................................................................................................ 6
７．１ 申請等における引用 ........................................................................................................ 6
７．２ 更新又は使用が中止されたトピカルレポートを引用する申請等の取扱い ....................... 6

3

28

（案）

１．本規程の目的
特定の共通事項に係る技術文書（以下「トピカルレポート」という。）の技術評価は、個別の実用発電用原子炉施設の設置（変更）許可等の申請に係る審査に先立ち、複数の設置（変更）許可等の申請において引用が見込まれるトピカルレポートの技術的妥当性等について評価を行うことで、実用発電用原子炉施設に共通する特定の安全に係る事項についてより効果的に確認することが可能となり、また、個々の設置（変更）許可等の申請において、申請者
が、技術的妥当性等が確認されたトピカルレポートを引用する場合には、当該トピカルレポートに係る技術評価の結果を参照することで合理的に審査を行うことができ、審査の着眼点を最新知見の反映状況等に集中することが可能となることなどにより、審査の実効性を向上させることを目的とする。
本規程は、原子力規制委員会におけるトピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等を定めるものである。
２．用語の定義① 設置（変更）許可等
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４３条の３の５第１項の設置の許可及び同法第４３条の３の８第１項の変更の許可並びに同法第４３条の３の３０第１項の型式証明
及び同条第３項の特定機器の設計の変更についての承認をいう。
② 特定の共通事項に係る技術文書（トピカルレポート）
主としてプラントメーカーや燃料体メーカー、発電用原子炉設置者等1（以下「メーカー等」という。）が、実用発電用原子炉施設に係る共通事項について取りまとめた技術文書をいう。
③ 技術的妥当性等
本規程５．３に規定する判断基準を満たすことをいう。
④ 技術評価原子力規制委員会によるメーカー等から提出されたトピカルレポートに対する技術的妥当性等の評価をいう。
⑤ 非公開情報
行政機関の保有する情報の公開に関する法律（平成１１年法律第４２号）第５条各号の不開示情報に該当する情報をいう。
３．技術評価の対象
技術評価の対象とするトピカルレポートは、以下の要件（以下「対象要件」という。）を満
1

原子炉等規制法第４３条の３の８第１項に規定する発電用原子炉設置者、原子炉等規制法第４３条の３の５第１項の設置の許可を申請している者及び申請を行おうとする者、原子炉等規制法第４３条の３の３０第１項の型式証明を受けた者並びに当該型式証明を申請している者及び申請を行おうとする者
をいう。

1

29

（案）

たすものとする。
実用発電用原子炉施設の特定の安全に係る事項を取り扱っていること
当該トピカルレポートの技術的妥当性等を示すための必要かつ十分で詳細な情報が完備2されていること
当該トピカルレポートが設置（変更）許可等の申請の参考文献として用いられることにより、審査の実効性の向上が期待されること
当該トピカルレポートが、複数の設置（変更）許可等の申請に参考文献として用いられることが具体的に見込まれるものであること
また、技術評価の対象とするトピカルレポートの分野（以下「対象分野」という。）については、以下のとおりとする。なお、当該対象分野の拡充については、今後の技術の進展及び審査の実効性の向上の観点を踏まえ、慎重に検討するものとする。
燃料設計、炉心設計、プラント挙動3等の安全性の解析のためのコード（以下「解析コード」という。）及び評価のための手法
４．技術評価の体制
技術評価の体制は、原子力規制委員会委員及び原子力規制庁職員で構成することを基本とし、必要に応じて、技術支援機関職員及び外部有識者（以下「外部有識者等」という。）に参加を依頼する。具体的なメンバーについては、技術評価の対象とするトピカルレポートの内容等に応じて、個別の案件ごとに適宜特定する。
５．技術評価等の方法
技術評価等の方法は以下のとおりとする。なお、会合及び面談の実施、文書の公開等については、原子力規制委員会の業務運営の透明性の確保のための方針（原規総発第 120919096
号）に基づいて行う。また、メーカー等への文書による通知等については、原子力規制委員会指示文書等発出要領（原規総発第 120919092 号）等に基づいて行う。
５．１ 提出前の要件等確認
原子力規制庁は、メーカー等に対して、提出を予定しているトピカルレポートの概要及び当該トピカルレポートが対象要件を満たしていることの説明を求めるものとする。
メーカー等からの説明を踏まえ、当該トピカルレポートが対象要件を満たしているか及
2

トピカルレポートに記載された内容について、必要な情報の不足がなく、それらの情報を補完するデータ（解析コードに係る適格性評価結果など）や補足説明などの情報が十分であり、科学的論理性・合理性に基づき当該トピカルレポートの内容の技術的妥当性等を詳細に立証することが可能であること。
3 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号）第２条に規定する通常運転、運転時の異常な過渡変化、設計基準事故、重大事故等における実用発電用原子炉施設の挙動をいう。

2

30

（案）

び対象分野に該当しているかの確認を行う。確認の結果、当該トピカルレポートが対象要件を満たしており、対象分野に該当していると判断した場合には、その旨をメーカー等に通知する。確認の結果、当該トピカルレポートが対象要件を満たしていない又は対象分野に該当していないと判断した場合には、その旨をメーカー等に通知し、技術評価は実施しない。
上記のメーカー等からの説明の聴取、メーカー等に対する対象要件等に係る確認の結果の通知等については、面談によって実施する。
５．２ トピカルレポートの提出
原子力規制庁は、５．１の確認の結果、対象要件を満たし、対象分野に該当していると判断したトピカルレポートについて、メーカー等から提出された当該トピカルレポートを受理し、管理簿への登録を行う（管理簿については本規程６．において詳述。）。
提出に当たっては、メーカー等に対して、原則として電子媒体で提出することを求めるものとする。当該トピカルレポートが非公開情報を含む場合には、非公開とする部分にマ
スキング処理等を行った公開版の提出も併せて求めるものとする。その際、当該部分について非公開とする理由の説明を求めるものとし、非公開情報に該当するかの確認を行う。
５．３ 技術評価の実施
提出を受理したトピカルレポートについて、技術評価を行う。技術評価に当たっては、
必要に応じて、関連する審査基準、審査ガイド等を参照する4。
技術評価における技術的妥当性等の確認のための判断基準は以下のとおりとする。
トピカルレポートの内容について、その技術的妥当性、適用性及び検証性5を明確にしていること
解析コードや技術的内容の修正、新たな知見の反映等によるトピカルレポートの更新について、品質保証の考えにのっとった適切な管理方法が定められていること
技術評価に係る議論は、原則、公開の会合において行うものとする。ただし、議論において非公開情報を扱う場合には、非公開の会合において議論を行う。
会合における議論に先立ち、メーカー等に対して事実確認を行う必要がある場合には、面談によって実施する。
4

審査基準とは、原子炉等規制法に基づき定められる原子力規制委員会規則及び告示のうち許認可等の基準として定められるもの並びに行政手続法（平成５年法律第８８号）第２条第８号ロに規定する審査基準として定められる内規類を、審査ガイドとは、原子力規制委員会が作成するガイドのうち、許認可の申請等の審査に用いるためのものをそれぞれいう。なお、技術評価は、あくまでトピカルレポートの技
術的妥当性等の評価を行うものであり、その内容の審査基準への適合性を判断するものではないことに留意する。
5
検証性が明確にされているとは、トピカルレポートの技術的妥当性や適用性について、その根拠となる情報（解析コードに係る適格性評価結果などのデータ等）が適切に示されており、検証可能であること
をいう。

3

31

（案）

技術評価の過程で、トピカルレポートの内容に一部変更を行う必要が生じた場合には、メーカー等に対して変更及び変更後のトピカルレポートの提出を求めるものとする。
５．４ 評価報告書（案）の作成
技術評価の結果を評価報告書（案）としてまとめる。評価報告書（案）には、技術評価の過程で行った原子力規制委員会からの質問・指摘及びそれらに対するメーカー等からの回答並びに原子力規制委員会からの追加要求事項も含める。
評価報告書（案）が非公開情報を含む場合には、非公開情報の部分にマスキング処理等を行った公開版も併せて作成する。
５．５ 原子力規制委員会における審議及び意見公募の実施
評価報告書（案）について、原子力規制委員会において審議する。審議の結果了承された評価報告書（案）については、任意の意見公募を実施する。意見公募に当たっては、公開版のトピカルレポート及び評価報告書（案）を用いる。
５．６ 原子力規制委員会における決定
意見公募結果を踏まえて評価報告書を取りまとめ、原子力規制委員会において決定する。
５．７ メーカー等への通知及び公表
メーカー等に対して、技術評価の結果を通知するとともに、公開版のトピカルレポート
及び評価報告書と併せて公表する。
５．８ トピカルレポートの更新又は使用の中止
メーカー等が、解析コードの変更、技術的内容の修正、新たな知見の反映等によって、技術評価により技術的妥当性等が確認されたトピカルレポート（使用が中止されているもの又は更新されたものを含む。以下「確認済トピカルレポート」という。）を更新する場合には、本規程５．２から５．７までを準用する。ただし、更新の内容が軽微であり、改めて技術評価を実施する必要がないと原子力規制委員会において判断した場合には、技術評
価は不要とする。また、メーカー等が確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）の使用を中止する場合には、原子力規制委員会への報告を求めるものとする。
新たな知見等により、確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）の技術的妥当性等に影響が生じるおそれがあると原子力規制委員会において判断した場
合には、メーカー等に対して必要な確認を行う。確認の結果、当該知見等により当該確認
済トピカルレポートの技術的妥当性等が損なわれていると原子力規制委員会において判断した場合には、メーカー等に対して当該トピカルレポートの使用の中止を求めるものとし、その旨を当該メーカー等に対して通知するとともに公表する。

4

32

（案）

６．トピカルレポート等の取扱い
６．１ 管理の方法
原子力規制庁は、技術評価が完了したトピカルレポートを評価報告書と一体的に管理する。また、管理簿によってトピカルレポートに関する記録の管理を行う（管理簿の様式の例を別記様式１として示す。）。
なお、トピカルレポート、評価報告書、管理簿等の管理については、原子力規制委員会
行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号）等に基づいて行う。
６．２ トピカルレポートの番号
管理のため、トピカルレポートに以下に従って番号を付す。なお、更新された確認済ト
ピカルレポートを受理した場合には、新たな番号は付さず、更新前の当該トピカルレポー
トの番号のうち「RevXX」、「状態」及び「VerXX」部分を更新した番号を付す。
TR-メーカー等名-受理年月日-受理番号-状態-RevXX-VerXX① メーカー等名
当該トピカルレポートを提出したメーカー等の名称。略称の利用も可能だが、同一のメーカー等に対しては、一貫した名称を用いる。
② 受理年月日
当該トピカルレポートを受理した年月日を 8 桁の数字で記載する。
③ 受理番号
同日中に受理した順番を 2 桁の数字（01 から 99）で記載する。
④ 状態
当該トピカルレポートの状態を表す記号を記載する。それぞれ以下のとおり。
EVL：技術評価中
ACP：技術的妥当性等あり
RJC：技術的妥当性等確認できず
WDL：使用中止⑤ RevXX
更新の状態を 2 桁の数字（00～99）で記載する。
⑥ VerXX
技術評価の過程における変更の状態を 2 桁の数字（00～99）で記載する。
６．３ 外部有識者等への提供
技術評価のためにトピカルレポート、評価報告書、関連する情報等（以下「提供情報等」という。）を外部有識者等に提供する必要がある場合には、当該外部有識者等に提供することについて、メーカー等の同意を得る。また、提供情報等が非公開情報を含んでおり、
かつ、技術評価のため当該非公開情報を含めて外部有識者等に対して提供する必要がある

5

33

（案）

場合には、原子力規制委員会行政文書管理規則等に従って取り扱うとともに、当該外部有識者等に対して、当該提供情報等を厳格に管理することを求めるものとする。
技術評価が完了するなど、外部有識者等における提供情報等の利用の必要がなくなった
場合には、当該外部有識者等に対し、速やかにそれらを削除又は返却するよう求めるものとする。
７．トピカルレポートの使用等
７．１ 申請等における引用
確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）が設置（変更）許可等の申請又は別のトピカルレポート（以下「申請等」という。）において引用されている場
合には、当該確認済トピカルレポートに係る技術評価の結果を参照するなど、当該申請等の審査又は技術評価を合理的に行うことができるものとする。
７．２

更新又は使用が中止されたトピカルレポートを引用する申請等の取扱いメーカー等が確認済トピカルレポートの更新又は使用の中止について原子力規制委員会に報告した場合には、申請等において当該確認済トピカルレポートを引用している者に対して、当該申請等への影響について速やかに原子力規制委員会に報告を求めるものとす
る。

6

34

（案）

7

35

（案）

（別記様式１）
管理簿の例
番号

提出者

状態

名称

履歴

引用先

1 TR-ABAB 株式 技 術 的 ○○2023XXXX- 会社
妥当性
01-ACP等あり
Rev00Ver01

2023.XX.XX 技術評価完了 ○○発電所○
2023.XX.XX 一部変更
号炉設置変更2023.XX.XX 受理
許 可 申 請（ 2023.XX.XX
申請）

2 TR-CDCD 株式 使 用 中 ●●2023YYYY- 会社
止
01-WDLRev00Ver00

2023.YY.YY 使用中止●●発電所●
2023.YY.YY 技術評価完了 号炉設置変更
2023.YY.YY 受理
許 可 申 請（ 2023.YY.YY
申請）

3 TR-EFEF 株式 技 術 評 △△2023ZZZZ- 会社
価中
01-EVLRev01Ver00

2024.ZZ.ZZ 更新受理
2023.ZZ.ZZ 技術評価完了
2023.ZZ.ZZ 一部変更
2023.ZZ.ZZ 受理

8△△発電所△
号炉設置変更許 可 申 請（ 2023.ZZ.ZZ
申請）

36

（案）

参考 1（赤字下線部分は意見公募時の案からの変更箇所を示す。）
制定

令和

年

月

日

原規規発第

号

原子力規制委員会決定

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程について次のように定める。
令和

年

月

日
原子力規制委員会

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程の制定について

原子力規制委員会は、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程を別添のとおり定める。
なお、規制等業務の当面の実施手順に関する方針（原規総発第 120919097 号）２．（２）の規定に基づき旧原子力安全・保安院より継承されている「トピカルレポートの技術評価について（内規）」（平成２０･１２･０８原院第５号（平成２０年１２月１２日原子力安全・保安院制定）。以下「旧規程」という。）は、以後用いない。
附 則
１ この規程は、令和 年 月 日から施行する。
２ 旧規程により技術評価（旧規程２．に規定する「技術評価」をいう。）が行われたトピ
カルレポート（旧規程１．に規定する「トピカルレポート」をいう。）の取扱いは、特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程（以下「新規程」という。）の確認済ト
ピカルレポート（新規程５．８に規定する「確認済トピカルレポート」をいう。）の取扱
いに準ずる。

37

（案）

（別添）

特定の共通事項に係る技術文書の技術評価に係る規程

令和

年

月

原子力規制委員会

1

38

（案）

改定履歴
日付
令和

年

改定内容
月

日

制定

2

39

（案）

目次
１．本規程の目的 ............................................................................................................................. 1
２．用語の定義................................................................................................................................. 1
３．技術評価の対象 ......................................................................................................................... 1
４．技術評価の体制 ......................................................................................................................... 2
５．技術評価等の方法 ...................................................................................................................... 2
５．１ 提出前の要件等確認 ........................................................................................................ 2
５．２ トピカルレポートの提出 ................................................................................................. 3
５．３ 技術評価の実施 ............................................................................................................... 3
５．４ 評価報告書（案）の作成 ................................................................................................. 4
５．５ 原子力規制委員会における審議及び意見公募の実施....................................................... 4
５．６ 原子力規制委員会における決定 ...................................................................................... 4
５．７ メーカー等への通知及び公表 .......................................................................................... 4
５．８ トピカルレポートの更新又は使用の中止 ........................................................................ 4
６．トピカルレポート等の取扱い .................................................................................................... 5
６．１ 管理の方法 ...................................................................................................................... 5
６．２ トピカルレポートの番号 ................................................................................................. 5
６．３ 外部有識者等への提供 .................................................................................................... 5
７．トピカルレポートの使用等 ........................................................................................................ 6
７．１ 申請等における引用 ........................................................................................................ 6
７．２ 更新又は使用が中止されたトピカルレポートを引用する申請等の取扱い ....................... 6

3

40

（案）

１．本規程の目的
特定の共通事項に係る技術文書（以下「トピカルレポート」という。）の技術評価は、個別の実用発電用原子炉施設の設置（変更）許可等の申請に係る審査に先立ち、複数の設置（変更）許可等の申請において引用が見込まれるトピカルレポートの技術的妥当性等について評価を行うことで、実用発電用原子炉施設に共通する特定の安全に係る事項についてより効果的に確認することがを可能となりし、また、個々の設置（変更）許可等の申請において、申請者が、技術的妥当性等が確認されたトピカルレポートを引用する場合には、当該トピカルレポートに係る技術評価の結果を参照することで合理的に審査を行うことができ、審査の着眼点を最新知見の反映状況等に集中することが可能となることなどにより、審査の実効性を向上させることを目的とする。
本規程は、原子力規制委員会におけるトピカルレポートの技術評価に係る体制、方法等を定めるものである。
２．用語の定義① 設置（変更）許可等
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４３条の３の５第１項の設置の許可及び同法第４３条の３の８第１項の変更の許可並びに同法第４３条の３の３０第１項の型式証明
及び同条第３項の特定機器の設計の変更についての承認をいう。
② 特定の共通事項に係る技術文書（トピカルレポート）
主としてプラントメーカーや燃料体メーカー、発電用原子炉設置者等1（以下「メーカー等」という。）が、実用発電用原子炉施設に係る共通事項について取りまとめた技術文書をいう。
③ 技術的妥当性等
本規程５．３に規定する判断基準を満たすことをいう。
④ 技術評価原子力規制委員会によるメーカー等から提出されたトピカルレポートに対する技術的妥当性等の評価をいう。
⑤ 非公開情報
行政機関の保有する情報の公開に関する法律（平成１１年法律第４２号）第５条各号の不開示情報に該当する情報をいう。
３．技術評価の対象
技術評価の対象とするトピカルレポートは、以下の要件（以下「対象要件」という。）を満
1

原子炉等規制法第４３条の３の８第１項に規定する発電用原子炉設置者、原子炉等規制法第４３条の３の５第１項の設置の許可を申請している者及び申請を行おうとする者、原子炉等規制法第４３条の３の３０第１項の型式証明を受けた者並びに当該型式証明を申請している者及び申請を行おうとする者
をいう。

1

41

（案）

たすものとする。
実用発電用原子炉施設の特定の安全に係る事項を取り扱っていること
当該トピカルレポートの技術的妥当性等を示すための必要かつ十分で詳細な情報が完備2されていること
当該トピカルレポートが設置（変更）許可等の申請の参考文献として用いられることにより、審査の実効性の向上が期待されること
当該トピカルレポートが、複数の設置（変更）許可等の申請に参考文献として用いられることが具体的に見込まれるものであること
また、技術評価の対象とするトピカルレポートの分野（以下「対象分野」という。）については、以下のとおりとする。なお、当該対象分野の拡充については、今後の技術の進展及び審査の実効性の向上の観点を踏まえ、慎重に検討するものとする。
燃料設計、炉心設計、プラント挙動3等の安全性の解析のためのコード（以下「解析コード」という。）及び評価のための手法
４．技術評価の体制
技術評価の体制は、原子力規制委員会委員及び原子力規制庁職員で構成することを基本とし、必要に応じて、技術支援機関職員及び外部有識者（以下「外部有識者等」という。）に参加を依頼する。具体的なメンバーについては、技術評価の対象とするトピカルレポートの内容等に応じて、個別の案件ごとに適宜特定する。
５．技術評価等の方法
技術評価等の方法は以下のとおりとする。なお、会合及び面談の実施、文書の公開等については、原子力規制委員会の業務運営の透明性の確保のための方針（原規総発第 120919096
号）に基づいて行う。また、メーカー等への文書による通知等については、原子力規制委員会指示文書等発出要領（原規総発第 120919092 号）等に基づいて行う。
５．１ 提出前の要件等確認
原子力規制庁は、メーカー等に対して、提出を予定しているトピカルレポートの概要及び当該トピカルレポートが対象要件を満たしていることの説明を求めるものとする。

2

トピカルレポートに記載された内容について、必要な情報の不足がな無く、それらの情報を補完する検証データ（解析コードに係る適格性評価結果など）や補足説明などの情報が十分であり、科学的論理性・合理性に基づき当該トピカルレポートの内容の技術的妥当性等を詳細に立証することが可能であること。
3 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第５号）第２条に規定する通常運転、運転時の異常な過渡変化、設計基準事故、重大事故等における実用発電用原子炉施設の挙動をいう。

2

42

（案）

メーカー等からの説明を踏まえ、当該トピカルレポートが対象要件を満たしているか及び対象分野に該当しているかの確認を行う。確認の結果、当該トピカルレポートが対象要件を満たしており、対象分野に該当していると判断した場合には、その旨をメーカー等に通知する。確認の結果、当該トピカルレポートが対象要件を満たしていない又は対象分野に該当していないと判断した場合には、その旨をメーカー等に通知し、技術評価は実施しない。
上記のメーカー等からの説明の聴取、メーカー等に対する対象要件等に係る確認の結果の通知等については、面談によって実施する。
５．２ トピカルレポートの提出
原子力規制庁は、５．１の確認の結果、対象要件を満たし、対象分野に該当していると判断したトピカルレポートについて、メーカー等からの提出された当該トピカルレポートを受理し、管理簿への登録を行う（管理簿については本規程６．において詳述。）。
提出に当たっては、メーカー等に対して、原則として電子媒体で提出することを求めるものとする。当該トピカルレポートが非公開情報を含む場合には、非公開とする部分にマ
スキング処理等を行った公開版の提出も併せて求めるものとする。その際、当該部分について非公開とする理由の説明を求めるものとし、非公開情報に該当するかの確認を行う。
５．３ 技術評価の実施
提出を受理したトピカルレポートについて、技術評価を行う。技術評価に当たっては、
必要に応じて、関連する審査基準、審査ガイド等を参照する4。
技術評価における技術的妥当性等の確認のための判断基準は以下のとおりとする。
トピカルレポートの内容について、その技術的妥当性、適用性及び検証性5を明確にしていること
解析コードや技術的内容の修正、新たな知見の反映等によるトピカルレポートの更新について、品質保証の考えにのっとった適切な管理方法が定められていること
技術評価に係る議論は、原則、公開の会合において行うものとする。ただし、議論において非公開情報を扱う場合には、非公開の会合において議論を行う。
会合における議論に先立ち、メーカー等に対して事実確認を行う必要がある場合には、
4

審査基準とは、原子炉等規制法に基づき定められる原子力規制委員会規則及び告示のうち許認可等の基準として定められるもの並びに行政手続法（平成５年法律第８８号）第２条第８号ロに規定する審査基準として定められる内規類を、審査ガイドとは、原子力規制委員会が作成するガイドのうち、許認可の申請等の審査に用いるためのものをそれぞれいう。なお、技術評価は、あくまでトピカルレポートの技
術的妥当性等の評価を行うものであり、その内容の審査基準への適合性を判断するものではないことに留意する。
5
検証性が明確にされているとは、トピカルレポートの技術的妥当性や適用性について、その根拠となる情報（解析コードに係る適格性評価結果などのデータ等）が適切に示されており、検証可能であること
をいう。

3

43

（案）

面談によって実施する。
技術評価の過程で、トピカルレポートの内容に一部変更を行う必要が生じた場合には、メーカー等に対して変更及び変更後のトピカルレポートの提出を求めるものとする。
５．４ 評価報告書（案）の作成
技術評価の結果を評価報告書（案）としてまとめる。評価報告書（案）には、技術評価の過程で行った原子力規制委員会からの質問・指摘及びそれらに対するメーカー等からの回答並びに原子力規制委員会からの追加要求事項も含める。
評価報告書（案）が非公開情報を含む場合には、非公開情報の部分にマスキング処理等を行った公開版も併せて作成する。
５．５ 原子力規制委員会における審議及び意見公募の実施
評価報告書（案）について、原子力規制委員会において審議する。審議の結果了承された評価報告書（案）については、任意の意見公募を実施する。意見公募に当たっては、公開版のトピカルレポート及び評価報告書（案）を用いる。
５．６ 原子力規制委員会における決定
意見公募結果を踏まえて評価報告書を取りまとめ、原子力規制委員会において決定する。
５．７ メーカー等への通知及び公表
メーカー等に対して、技術評価の結果を通知するとともに、公開版のトピカルレポート
及び評価報告書と併せて公表する。
５．８ トピカルレポートの更新又は使用の中止
メーカー等が、解析コードの変更、技術的内容の修正、新たな知見の反映等によって、技術評価により技術的妥当性等が確認されたトピカルレポート（使用が中止されているもの又は更新されたものを含む。以下「確認済トピカルレポート」という。）を更新する場合には、本規程５．２から５．７までを準用する。ただし、更新の内容が軽微であり、改めて技術評価を実施する必要がないと原子力規制委員会において判断した場合には、技術評
価は不要とする。また、メーカー等が確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）の使用を中止する場合には、原子力規制委員会への報告を求めるものとする。
新たな知見等により、確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）の技術的妥当性等に影響が生じるおそれがあると原子力規制委員会において判断した場
合には、メーカー等に対して必要な確認を行う。確認の結果、当該知見等により当該確認
済トピカルレポートの技術的妥当性等が損なわれていると原子力規制委員会において判断した場合には、メーカー等に対して当該トピカルレポートの使用の中止を求めるものとし、その旨を当該メーカー等に対して通知するとともに公表する。

4

44

（案）

６．トピカルレポート等の取扱い
６．１ 管理の方法
原子力規制庁は、技術評価が完了したトピカルレポートを評価報告書と一体的に管理する。また、管理簿によってトピカルレポートに関する記録の管理を行う（管理簿の様式の例を別記様式１として示す。）。
なお、トピカルレポート、評価報告書、管理簿等の管理については、原子力規制委員会
行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号）等に基づいて行う。
６．２ トピカルレポートの番号
管理のため、トピカルレポートに以下に従って番号を付す。なお、更新された確認済ト
ピカルレポートを受理した場合には、新たな番号は付さず、更新前の当該トピカルレポー
トの番号のうち「RevXX」、「状態」及び「VerXX」部分を更新した番号を付す。
TR-メーカー等名-受理年月日-受理番号-状態-RevXX-VerXX① メーカー等名
当該トピカルレポートを提出したメーカー等の名称。略称の利用も可能だが、同一のメーカー等に対しては、一貫した名称を用いる。
② 受理年月日
当該トピカルレポートを受理した年月日を 8 桁の数字で記載する。
③ 受理番号
同日中に受理した順番を 2 桁の数字（01 から 99）で記載する。
④ 状態
当該トピカルレポートの状態を表す記号を記載する。それぞれ以下のとおり。
EVL：技術評価中
ACP：技術的妥当性等あり
RJC：技術的妥当性等確認できずなし
WDL：使用中止⑤ RevXX
更新の状態を 2 桁の数字（00～99）で記載する。
⑥ VerXX
技術評価の過程における変更の状態を 2 桁の数字（00～99）で記載する。
６．３ 外部有識者等への提供
技術評価のためにトピカルレポート、評価報告書、関連する情報等（以下「提供情報等」という。）を外部有識者等に提供する必要がある場合には、当該外部有識者等に提供することについて、メーカー等の同意を得る。また、提供情報等が非公開情報を含んでおり、
かつ、技術評価のため当該非公開情報を含めて外部有識者等に対して提供する必要がある

5

45

（案）

場合には、原子力規制委員会行政文書管理規則等に従って取り扱うとともに、当該外部有識者等に対して、当該提供情報等を厳格に管理することを求めるものとする。
技術評価が完了するなど、外部有識者等における提供情報等の利用の必要がなくなった
場合には、当該外部有識者等に対し、速やかにそれらを削除又は返却するよう求めるものとする。
７．トピカルレポートの使用等
７．１ 申請等における引用
確認済トピカルレポート（使用が中止されているものを除く。）が設置（変更）許可等の申請又は別のトピカルレポート（以下「申請等」という。）において引用されている場
合には、当該確認済トピカルレポートに係る技術評価の結果を参照するなど、当該申請等の審査又は技術評価を合理的に行うことができるものとする。
７．２

更新又は使用が中止されたトピカルレポートを引用する申請等の取扱いメーカー等が確認済トピカルレポートの更新又は使用の中止について原子力規制委員会に報告したする場合には、申請等において当該確認済トピカルレポートを引用している者に対して、当該申請等への影響について速やかに原子力規制委員会にも併せて報告を求めるものとする。

6

46

（案）

7

47

（案）

（別記様式１）
管理簿の例
番号

提出者

状態

名称

履歴

引用先

1 TR-ABAB 株式 技 術 的 ○○2023XXXX- 会社
妥当性
01-ACP等あり
Rev00Ver01

2023.XX.XX 技術評価完了 ○○発電所○
2023.XX.XX 一部変更
号炉設置変更2023.XX.XX 受理
許 可 申 請（ 2023.XX.XX
申請）

2 TR-CDCD 株式 使 用 中 ●●2023YYYY- 会社
止
01-WDLRev00Ver00

2023.YY.YY 使用中止●●発電所●
2023.YY.YY 技術評価完了 号炉設置変更
2023.YY.YY 受理
許 可 申 請（ 2023.YY.YY
申請）

3 TR-EFEF 株式 技 術 評 △△2023ZZZZ- 会社
価中
01-EVLRev01Ver00

2024.ZZ.ZZ 更新受理
2023.ZZ.ZZ 技術評価完了
2023.ZZ.ZZ 一部変更
2023.ZZ.ZZ 受理

8△△発電所△
号炉設置変更許 可 申 請（ 2023.ZZ.ZZ
申請）

48

参考２

特定の共通事項に係る技術文書（トピカルレポート）の技術評価とはトピカルレポートは、解析コードの説明書など、事業者やプラントメーカーなどが作成した特定の技術的事項を解説した文書。
内容の技術的妥当性を原子力規制委員会が確認したものは、複数の設置変更許可などの申請において利用される。

【 通常の審査 】
個別の審査毎に解析コードの妥当性を確認 ⇒ 事業者も規制当局も重複した内容にリソースを割くことに・・・

事業者

規制当局
計算コードの説明書含む参考文献【 トピカルレポートを活用した審査 】
技術評価で解析コードの妥当性を確認 ⇒ 個別の審査では技術評価結果を活用 ⇒ 解析コード以外の重要な論点に注力できる！

トピカルレポートの作成者（事業者やプラントメーカーなど）

解析コードのトピカルレポート
について技術評価

事業者

規制当局

規制当局
個別の審査では解析コードについては
トピカルレポートとその技術評価を参照

49

トピカルレポートと民間規格の比較
トピカルレポート

民間規格

作成者

事業者やプラントメーカーなど

日本原子力学会、日本機械学会、日本電気協会（３学協会）など

技術評価の対象となるもの

以下のいずれにも当てはまるものとして、作成者から提出されるトピカルレポート。
実用炉の安全に係る特定の事項（トピック）を取り扱っており、複数の申請において具体的な利用の見込みがあること等の要件を満たすもの
内容が技術評価の対象分野（事故時の炉心の挙動などを計算する解析コードやその安全性を評価する手法）に該当す
るもの

安全性に係る規格。事業者等のニーズなどを踏まえ、優先
度の高いものから技術評価を実施。

活用方法

事業者が個別の設置変更許可申請等において引用。
規制当局は、技術評価で妥当性が確認されたトピカルレポートを引用した設置変更許可申請等の審査においては、当該トピカルレポートの内容や技術評価結果を参照することで、合理的な審査を行うことができる。

技術評価で確認した規格を、審査基準において引用。
審査では、申請内容が規格に沿っているかを確認。

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