DRAFT

2023/8/21
第12回検査制度に関する意見交換会合
事前面談資料

第１２回検査制度に関する意見交換会合
議事次第（案）

１．日 時

令和５年８月２８日（月） １４：００～１７：００

２．場 所

原子力規制委員会 １３階 Ａ会議室

３．議 題
議題１ 最近の原子力規制検査に関する状況報告
議題２ 検査制度に関する事業者意見
議題３ 使用前事業者検査（施設）の対象選定の考え方について
議題４ レベル１PRA モデルの適切性確認の状況について
議題５ 検査ガイドの改正結果について
議題６ 試験研究用等原子炉における重要度評価検討の進め方

４．配布資料資料１

作成中（原子力規制庁）

資料２

検査制度に関する事業者意見（原子力エネルギー協議会）

資料３

使用前事業者検査（施設）の対象選定の考え方について（原子力エネル
ギー協議会）

資料４

レベル１PRA モデルの適切性確認の状況について（原子力規制庁）

資料５

令和５年度第 14 回原子力規制委員会 資料１

関係部分抜粋（原子力

規制庁）
資料６

試験研究用等原子炉における重要度評価検討の進め方

参考

原子力規制検査における課題への対応スケジュール-1-

DRAFT

資料２

第 12 回検査制度に関する意見交換会合
原子力エネルギー協議会

検査制度に関する事業者意見
2023 年度第 1 四半期までの検査制度の運用状況について事業者及び ATENA で振り返り、運用面での改善点について意見を述べる。また、検査官とのコミュニケーション事例について紹介する。
1. 事業者意見（１）事業者への速やかな事前質問送付について➢ 意見内容
PI＆R 検査において事業者への事前質問を検査開始２～３営業日前に受領したケースがあったので、もう少し裕度（１週間程度）を持って質問を頂きたい。
➢ 理由
質問に対する事業者側の検討時間を確保することで、再度の質問がないように入念な準備ができ、NRA、事業者双方にとって無駄を省いて効率的な検査が可能になると考えてい
るため。
➢ 事例
ある PI＆R 検査において、事前質問が２、３営業日前に提示され、事前質問に対する回
答のエビデンス収集、回答スケジュールの策定等が短期間に集中し、業務ピークが発生した。（扱う案件の中には、経緯を丁寧に説明する必要がある場合があるが、適切なエビデン
スを用意するためには事前確認が必要であり、資料の収集に時間がかかる場合がある。また、回答スケジュールの策定においても、回答対応者の選定や回答順序の調整等に時間を要している。）（２）チーム検査の事前提出資料の削減について➢ 意見内容規制事務所のフリーアクセスを利用して、QMS 文書といった資料を収集して頂くことにより、チーム検査時の事業者からの事前提出資料を削減して頂きたい。
➢ 理由
現状事前提出資料が多く、事業者の負担が大きい。現地規制事務所の検査官は日常のフリーアクセスにより事業者の資料収集方法を熟知していると考えられるため、チーム検査時においても、例えば QMS 文書などといった資料については収集頂くことで、事業者の負担軽減のみならず検査官側も事業者の提出を待たずに資料に触れることができ、効率的な検査に資すると考えるため。
➢ 事例
チーム検査（火災、ＰＩ＆Ｒ等）全般において、事前提出資料としてフリーアクセスでも収集可能なＱＭＳ文書（社内標準）についても要求されている。

1-2-

DRAFT（３）規制検査報告書の誤記訂正等について➢ 意見内容書面にて通知される検査報告書案に事実誤認や誤記が確認された際の意見陳述の提出先について、カウンターパートを現地検査官とさせて頂きたい。
➢ 理由
意見陳述を行う際、NRA 内規「原子力規制検査等実施要領」に基づき、書面にて申し出る運用となっている。現在のカウンターパートは原子力規制部であるが、これを現地検査官とさせて頂ければ、追加のご質問等が出た場合にすぐに対応ができ、より効率的な対応が可能になると考えるため。
➢ 事例
報告書案に記載される確認資料の名称（号機誤り、要領書番号誤り等）に誤りがあった
際、意見陳述を原子力規制部に申し出た。

2. 検査官とのコミュニケーション（良好事例）
2023 年度第１四半期を振り返り、事業者から寄せられた検査官とのコミュニケーションの取り組み（良好事例）を紹介する（１）検査室にホワイトボードを設置し、検査官の懸案事項を随時記載し、回答できるように対応頂
いている。
（２）検査官からの質問事項は、文字情報にして明確化した上で対話し、コミュニケーションが良くなる
ように取り組まれている（３）検査官からの質問に対し、事業者回答をする際、検査官の質問の意図や主旨、検査官が考えていることなどを冒頭に話していただいていることから、論点が明確となり、事業者回答が効率的にできている。
（４）今回のＰＩ&Ｒチーム検査で分野毎に大型モニターを使用して説明を行った。モニター画面に資料を写し説明することで、資料印刷および検査員の方への配布等の手間が省け、非常に効率的な検査ができた。今後ともモニターを活用した検査を実施していきたい。
以上

2

-3-

DRAFT

資料３

0

2023年8月28日 検査制度に関する意見交換会合

使用前事業者検査（施設）の対象選定の考え方について

原子力エネルギー協議会（ATENA）-4Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

経緯（1/3）

DRAFT

1➢ 新検査制度施行に伴い、設工認の変更手続きの要否に関わらず「設置又は変更の工事」に対して使用
前事業者検査（施設）（以下、「使事検」）が必要となり、「発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド」に規定される「設置又は変更の工事」の種類を基に事業者検査を運用しているところ。
原子炉等規制法 43条3の11 使用前事業者検査
発電用原子炉設置者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、設置又は変更の工事をする発電用原子炉施設について検査を行い、その結果を記録し、これを保存しなければならない。

➢ 原子力規制検査でのご意見について、2022.8.29意見交換会合において使事検対象の考え方をお示しした。
（2022.8.29意見交換会合一部抜粋）【原子力規制検査におけるご意見】＜ご意見①＞修理による取替えと、点検による取替えは行為が変わらないにもかかわらず判断に差異が出るのはなぜか。確認すべき機能に影響し得る作業は、全て使用前事業者検査を実施すべきではないか。
＜ご意見②＞要目表や基本設計方針に名称が出ていない構成品であっても、新品に交換する場合には、すべからく使用前事業者検査を実施すべきではないか。

【これまでの運用を踏まえた事業者意見】✓ 点検計画に基づく作業についても、対象機器の仕様変更を伴う場合は変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。
✓ 要目表又は基本設計方針に名称記載のない構成品の取替えについても、仕様変更を伴う場合は変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。（但し、消耗品は除く）✓ 要目表又は基本設計方針に名称記載がある場合にも、仕様変更を伴わない場合は、一度適合性を確認した設計から変更するものではないと考え、定期事業者検査等で確認する。ただし、仕様変更を伴わない場合においても、設工認手続きを要する場合は、使用前事業者検査（施設）の対象とする。

-5Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

経緯（2/3）2➢ これまで、点検計画に基づく作業は下記フローに従い定期事業者検査等を実施してきた。
➢ 運用改善として、点検計画に基づく作業についても、対象機器の仕様変更を伴う場合は変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。
【現運用フロー】
事業者検査に関する基本的な考え方

補修、取替等の実作業の発生※１

No
保安規定のうち「施設管理」以外※２で管理設備に係る作業
Yes

設計及び工事か、
点検計画に基づく作業か

設計及び工事※４

使用前事業者検査対象の選定方針に従い、使用前事業者検査を実施。

点検計画に基づく作業についても、対象機器の仕様変更を伴う場合は変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。

点検計画※３に基づく作業

定期事業者検査対象の選定方針に従い、定期前事業者検査を実施。

※１：作業を伴わずに設工認手続のみ実施する場合は使用前事業者検査対象となる。
※２：保安規定の「運転管理」、「放射線管理」、「放射性廃棄物管理」等の保安活動で必要な機能を担保。
例）化学消防車、放管マスク、大規模損壊対応資機材※３：点検計画は、点検（劣化の発生、進展等を確認し、機能が発揮できるか確認・評価する行為）の計画であり、機能維持又は機能回復のために実施する消耗品の交換を含む。
例）弁分解点検、軸受取替、電磁弁取替※４：応急補修は除く-6Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

経緯（3/3）

3➢ 前回の意見交換会合等を踏まえると、事業者検査に関する運用ガイドライン（以下、ATENAガイド）の検査要否判断フローでは「機能・性能に影響」する工事を具体的にどの様に判断するかがポイントであると考えている。
➢ 本日は、「使事検要否の判断対象とする構成品の考え方」と「構成品に対する仕様変更の考え方」の二つの論点について意見交換させていただきたい。
設工認に具体的な名称が記載されない構成品の交換作業は、ここで要否を判断する。

【現運用フロー】工事の発生

要目表の変更を伴う工事

要目表に記載される設備に関するもの

No

別表第一に
該当※１

No

工事の発生

基本設計方針に記載される設備に関するもの

基本設計方
針記載内容
の変更

No

運用で管理
する設備

Yes

No
Yes

別表第一に
該当※１

Yes

Yes

別表第二に
該当する範
囲※２の取替

No

設備仕様記
載範囲※３
の取替

No

Yes

Yes

Yes

No

機能・性能
に影響※４

No

Yes

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活動
の範囲で
基準適合
を維持

※１：新実用炉規則別表第一で規定される改造・修理（取替含む）に該当するもの※２：新実用炉規則別表第二で規定される設備（熱交換器・ポンプ・容器等）の仕様（容量・最高使用圧力・
最高使用温度・主要寸法・材料・個数及び取付箇所等）に該当

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活動
の範囲で
基準適合
を維持

※３：当該機器の設備構成に対して要目表を参照した場合に、要目表記載事項に該当する範囲※４：当該機器の設備構成に対して機能・性能を直接担保する範囲-7Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

使事検要否の判断対象とする構成品の考え方（１/２）

4➢ 使事検要否の判断にあたり、基本設計方針に適合するために必要な機器や部品（以下、構成品）に該当するか判断する必要がある。
➢ しかしながら、基本設計方針は要目表と異なり、設備や系統に対する要求される機能が文章で記載されており、構成品の具体的名称が記載されていない場合がある。
例：高圧炉心注水ポンプのうち羽根車の取替
基本設計方針（抜粋）

要目表（抜粋）
名称

容量
（高圧時）

揚程
（高圧時）

主要寸法

個数

高圧炉心注
水ポンプ

182[m3/h]以上

890[m]
以上

ｹｰｼﾝｸﾞ厚さ
14[mm]

2

非常用炉心冷却設備は、工学的安全施設の一設備であって、（中略）非常用
炉心冷却設備は、設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の評価条件を満足する設計とする。（中略）高圧炉心注水系の流路として、設計基準対象施設である原子炉圧力容器、及び配管貫通部を重大事
故等対処設備として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処
設備としての設計を行う。

➢ 設備・機器の設計図書を参照し、基本設計方針に記載のある機能及びその機能を担保する構成品を整理し、以下の方針で使事検の要否を判断する。
✓ 構成品を仕様変更する場合は、使事検により機能・性能を確認✓ 構成品を仕様変更しない場合及び消耗品取替え（パッキン取替え、オイル交換等）は、定期事業者検査又はその他の施設管理活動により機能・性能を確認-8Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

使事検要否の判断対象とする構成品の考え方（２/２）

5➢ 代表設備について、設工認に名称記載のない構成品も含め、設計図書（図面・取扱説明書等）から基本設計方針に記載のある機能及びその機能を担保する構成品を整理しリスト化した。
➢ これらの代表設備の構成品リストをATENAガイドに反映し、各事業者は設工認の記載の有無に拘らず、ATENAガイドの構成品リストを参照して検査要否判断に活用する。
代表設備による構成品リストの整理例（抜粋）
蒸気発生器狭域水位

高圧炉心注水ポンプ
機能達成に必要な項目①容量・揚程の確保

構成品名称

消耗品

主軸
羽根車
ケーシング

②バウンダリの維持

メカニカル
シール

〇

揚水管
③機器の支持機能達成に必要な項目①プロセス値の伝達

計装用取出配管②プロセス値の検出

伝送器③電源供給・信号変換・制御信号変換装置

消耗品

電源装置

指示計

④工学値への変換指示計ヒューズ

ベース
基礎ボルト

構成品名称

⑤機器の支持〇ベースプレート

基本設計方針（抜粋）

基本設計方針（抜粋）

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備の機能
非常用炉心冷却設備は、工学的安全施設の一設備であって、（中略）①非常用炉心冷却設備は、設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の評価条件を満足する設計とする。（中略）②高圧炉心注水系の流路として、設計基準対象施設である原子炉圧力容器、及び配管貫通部を重⼤事故等対処設備として使用することから、流路に係る機能について重⼤事故等対処設備としての設計を行う。

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態における計測
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に、監視及び制御に使用する重⼤事故等対処設備（監視及び制御）として、加圧器水位は１次冷却材の保有水量を、蒸気発⽣器広域水位及び①～④蒸気発⽣器狭域水位は２次冷却材の保有水量を監視又は推定でき、蒸気発⽣器広域水位、蒸気発⽣器狭域水位、補助給水
ライン流量及び補助給水タンク水位は、蒸気発⽣器へ注水するための補助給水ポンプの作動状況を確認できる設計とする。

-9-

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DRAFT

構成品に対する仕様変更の考え方

6➢ 構成品の取替えを実施する際に、仕様変更が⽣じる場合には改めて基本設計方針および技術基準適合性を確認する必要があることから使事検を実施する。
➢ 仕様変更が⽣じない場合には基本設計方針および技術基準適合性に影響を及ぼさないことから、使事検以外の方法で機能・性能を確認する。
➢ なお、仕様変更とは以下の”同仕様品”以外の構成品を供用することをいう。
【同仕様品の考え方】✓ 同型式（同型番・同品番）への取替えの場合

電気計装品、機械品等※１✓ 技術基準適合に必要となる仕様が認定により確認されている場合
消防法認定品の火災報知器、高圧ガス保安法に基づくボンベ

等✓ その他、個別評価により同等の仕様とみなすことができる場合
既設品との仕様比較等により同等性※２が確認できた一般産業品や電気計装品の後継品（型番・品番の変更や製造メーカの相違等） 等※１ 電気品：蓄電池、保護継電器 等
計装品：アナログ指示計、スイッチ（温度など）、記録計、中間計器（抵抗ユニットなど）等
機械品：熱交換器伝熱管 等※２ 容量、電圧、電流、圧力、差圧、材質、耐震性、計測原理等の機器仕様および環境条件について既設品と比較し、設備の機能・性能に影響を与えないこと。

- 10 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

まとめ

DRAFT

7

【現状運用の課題】◼ 設工認に具体的な名称が記載されていない構成品に対する使事検要否の考え方が不明確であった◼ 修理による取替えと点検による取替えとで行為が同じにも関わらず使事検要否判断に差異があった【事業者意見】◼ 使事検要否の判断対象とする構成品の考え方の整理➢ 代表設備について、設工認に名称記載のない構成品も含め、設計図書（図面・取扱説明書等）
から基本設計方針に記載のある機能及びその機能を担保する構成品を整理しリスト化する。
➢ 代表設備の構成品リストをATENAガイドに反映し、各事業者は設工認の記載の有無に拘らず、
ATENAガイドの構成品リストを参照して検査要否判断に活用する。
◼ 構成品に対する仕様変更の考え方の整理➢ 構成品を取替える際に仕様変更が⽣じる場合には、改めて基本設計方針および技術基準適合性を確認すべきと考え使事検を実施する。（要目表、基本設計方針に名称記載があるものも同様の扱いとする。）➢ 仕様変更とは、以下の“同仕様品”以外の構成品を供用することをいう。
✓ 同型式（同型番・同品番）のもの✓ 技術基準適合に必要となる仕様が認定により確認されているもの✓ 個別評価により同等の仕様とみなすことができるもの◼ 今後の対応➢ 今回の改善検討を踏まえた使事検の実運用に向け、検査方法等の具体化を進める。
➢ また、検査方法の省力化等の更なる改善も検討していく。

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DRAFT

資料４

レベル１PRAモデルの適切性確認の状況について
令和５年８月28日
原子力規制庁
検査監督総括課
シビアアクシデント研究部門

目次

1

NRA

1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.

PRAモデルの適切性確認の全体状況
美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況
柏崎刈羽７号機の確認状況
国内機器故障率の確認状況
まとめ
データ収集ガイドの気付き事項
参考- 12 -

DRAFT

１. PRAモデルの適切性確認の全体状況
NRA

2

レベル１PRAモデルの適切性確認は、これまで９基のPWR1について終了しており、現在確認中のプラントは、関西電力株式会社美浜発電所３号機及び高浜発電所１／２号機（以下「美浜３号機及び高浜１／２号機」という。）並びに東京電力
ホールディングス株式会社柏崎刈羽原子力発電所７号機（以下「柏崎刈羽７号機」という。）である。
美浜３号機及び高浜１／２号機は、確認結果をまとめている段階にある。
柏崎刈羽７号機は、令和２年６月より議論してきたが、BWRの確認の初号機ということもあり、幾つかの改善箇所候補を挙げているが、更なる確認を行っている。
またこれまでの適切性確認では、要修正箇所に加え、中長期的な改善箇所2を挙げてきたが、そのうち、機器故障率に関しては、電力中央研究所（以下「電中研」という。）から、データ収集ガイド3が公表されたことから、これも含め事業者と議論してきた。
本資料では、美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況、柏崎刈羽７号機の確認状況及び機器故障率に係る議論の現状についてご報告する。

1：伊方３号機、高浜３／４号機、川内１／２号機、大飯３／４号機、玄海３／４号機
2：改善を要するが、直ちに修正等を反映することが困難な項目。
3：確率論的リスク評価（PRA)のための機器信頼性データ収集実施ガイド NR22006 2023年5月 電力中央研究所

２．美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況

3

NRA（１）美浜３号機及び高浜１／２号機は、1970年代中頃に営業運転を開始4した３ループプラントであり、設計や運用に類似点が多いため、まとめて確認を行った。
（２）適切性確認済３ループプラントとのモデルの差異は表１に示すとおりである。
（３）主な要修正箇所案は、表２のとおり、いずれも過去９基の適切性確認作業の中で確認された項目であり、これら３基固有の要修正箇所は無い。
（４）中長期的な改善箇所案は、表３のとおり、タッチパネル方式のデジタル制御
盤の人的過誤の評価値の整備を新たに追加することを検討中。

- 13 4：高浜1号機：1974年11月、高浜2号機：1975年11月、美浜3号機：1976年12月

DRAFT4

２.美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況
NRA
表１

３ループプラントのレベル１ＰＲＡモデル間の主な差異

プラント固有の設計
モデルに用いるデータ

伊方
３号機

高浜
３／４号機

川内
１／２号機

美浜
３号機

高浜
１／２号機

LOCA時再循環
操作

手動操作

自動

手動操作

手動操作

手動操作

ECCS再循環時のブースティング

なし

あり

あり

あり

あり

中央制御室の操
作盤

アナログ

アナログ

アナログ

デジタル

デジタル

起因事象の数及 ４４事象
～2016年
び評価期間

３１事象～2017年

３１事象～2018年

３１事象～2017年

３１事象～2017年

機器
故障率

美浜３号機及び高浜１／２号機と先行プラントとの差異
再循環切替は、手動操作を踏まえたＰ
ＲＡモデルとなっており、自動切替である
高浜３／４号機と比べ、切替操作失敗による炉心損傷頻度の割合が高いことを確認。
充てん高圧注入ポンプを用いた小LOCA
再循環時には、余熱除去ポンプでブース
ティングして注入する設計となっており、この設計を踏まえたＰＲＡモデルであることを確認。
中央制御室の操作盤がタッチパネル方式のため、既存のスイッチ等よりも操作性が向上しているとして、運転員の人的過誤を評価していることを確認。
高浜３／４号機等と同じ事象になっていることを確認。

国内平均5をプラント個別
電中研が原子力施設情報公開ライブラ
データでベイズ更新
国内平均5
国内平均6
国内平均6
リー(NUCIA)からではなく、各事業者から（1982年度（2004年度～ （2004年度～
直接、機器故障情報を収集し、新たに作～2010年度 2006年度～ 2004年度～ 2010年度の7 2010年度の7成した国内平均機器故障率を使用してい2010年度の5
2010年度のの29年）年）年）ることを確認。
7年
年

5：故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定（1982年度～2010年度29ヵ年56 基データ）（2016年6月 一般社団法人 原子力安全推進協会）
6：国内原子力発電所のPRA用一般機器信頼性パラメータの推定（2021年9月）電力中央研究所

２．美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況

5NRA
表２ 主な要修正箇所案
番
号

要修正箇所

指摘内容

原子炉補機冷却系、制御用空気系等のように、非常時において必要な設備でかつ交互運転している系統（原 常時運転している系統は、定期的に運転するトレインを切り替える運用になっている。
１ 子炉補機冷却系等）のモ そのため、このような系統は、運用を考慮してモデル化することが適切である。
デル化
共通原因故障を考慮する機器の範囲について、冗長性のある同種の複数機器のうち、運転状態（運転、待機）が違う機器についても共通原因故障を考慮することが２ 共通原因故障の範囲適切である。
起因事象を適切に選定するために、故障モード影響評価(FMEA)等の分析ツール
３ 体系的な起因事象の抽出 を用いて体系的に起因事象を選定することが適切である。
漏えいが小さい冷却材喪失事故時等において炉心に冷却材を注入する際、一次系圧力が高い状況では吐出圧力の小さい余熱除去ポンプを停止する手順になっている。
そのため、もし、運転員の操作ミスにより停止操作に失敗した場合、同ポンプはミ
小 LOCA 注 入 時 の 余 熱 除 ニマムフローラインを用いた低流量運転が長時間継続することにより、故障確率が４
去ポンプ停止のモデル化 上昇することになるが、この停止操作及び故障確率の上昇がモデル化されていない。
このため、同ポンプの停止操作及び故障確率の上昇をモデル化することが適切である。

- 14 -

DRAFT２．美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況
NRA
N
o

6

表３ 中長期的な改善箇所案

中長期的な改善箇所

１ 国内平均機器故障率

指摘内容 （括弧内は現在の状況）

電中研が、新たにデータ収集ガイド3を策定し、新しい国内平均機器故障率6を公表したが、データ収集ガイドについて改善を要する気付きがある。（気付きについて議論中）

海外専門家のフォロー 海外専門家レビューでの指摘事項への対応に関するフォローアップレビューによりモデルの改善を計画的に行う。（伊方３号機は令和４年12月のフォローアップレビューで134件の２ アップレビュー
指摘事項のうち44件について議論し、16件が終了し、25件が部分終了、未解決は3件）

３

電中研が、国内の原子力発電所（ＰＷＲ及びＢＷＲ）における外部電源喪失事例から試算
外部電源喪失の発生
した発生頻度は、所内単独運転に係る設計の違いを考慮していない。さらにＰＷＲとＢＷ
頻度と復旧失敗確率
Ｒでは外部電源復旧の失敗確率のデータ及び評価手法に相違がある。（議論中）４

タッチパネル制御盤の タッチパネルによる操作を従来のアナログ式の操作スイッチの人的過誤の評価値で代用
人的過誤の評価値している。（今後、評価値の見直しを要請）

５ 安定状態の定義

低温停止、高温停止等の種々の状態が安定状態としているが、イベントツリーについて
は、炉心損傷となる事故シーケンスと区別するため、安定に停止したプラントの状態を成功の状態とする必要がある。（議論中）６

使 命 時 間 が 一 律 24 時 安定状態の定義により、緩和機能の継続を必要とする時間（使命時間）が24 時間以上必間要な場合もあるが、使命時間を適切に設定した根拠が不足している。（議論中）７

過度な保守性を含んだ
安全審査時の保守的な解析結果を成功基準解析に流用している。（解析見直し中）
成功基準解析

２.美浜３号機及び高浜１／２号機の確認状況
NRA

7

デジタル中央制御盤の全景と画面例

引用元：三菱電機電力システム製作所 原子力シミュレーション＆トレーニング
センター パンフレット

注：左の画面例は開発用のモックアップ検証画面である- 15 -

引用元：三菱重工技報 Vol.46 No.4(2009) 総合デジタル化計装制御システムの技術動向ー既設プラントの更新、及び新設プラント適用への取組ー

DRAFT8

３．柏崎刈羽７号機の確認状況
NRA（１）柏崎刈羽７号機は、1997年７月に営業運転を開始した改良型沸騰水型原子炉（ABWR）であり、BWRを対象としたPRAモデルの確認としては初号機であり、改善箇所候補を整理しているところである。
（２）現時点での改善箇所候補の例は表４に示すとおりであるが、今後の確認作業の進捗により変わる可能性がある。
（３）このうち、国内機器故障率関連、海外専門家レビューのフォローアップ及び、
外部電源喪失頻度等はPWRと共通の課題である。
（４）一方、大LOCAイベントツリーや小LOCAイベントツリーの中には現実と不整合なものが見受けられたが、事業者は、LOCAの全炉心損傷頻度への寄与が小さいため、現行のままで修正不要としている。

３．柏崎刈羽７号機の確認状況
NRA

9

表４ 改善箇所候補の一覧
項目内容

機器故障率とソフトウエアの共通原因故障率の改善

使用している国内一般機器故障率は最新ではない。また、ソフトウエアの共通原因
故障率はPWRとBWRで差異がある。

機器故障率と共通原因故障
パラメータの不整合

機器故障率は国内データであるが、共通原因故障パラメータは米国データのため不整合がある。

海外専門家のフォローアップ
レビューによる改善

海外専門家レビューでの指摘事項への対応に関するフォローアップレビューによりモデルの改善を計画的に行う必要がある。

交互運転している系統のモ
デル化

原子炉補機冷却系統等は定期的に運転するトレンを切り替える運用になっているが、そのようにモデル化されていない。

外部電源喪失頻度とその復旧失敗確率の改善

外部電源喪失頻度をBWRの運転経験のみで算出していた。また外部電源復旧失敗確率の元データが1962～1987年と古いほか評価手法も違うので、1988～2013年のデータを使用しているPWRより１桁以上小さい。

タッチパネル制御盤の人的過誤評価値の整備

タッチパネルによる操作を従来のアナログ式の操作スイッチの人的過誤の評価値で代用しているため、実状に合っていない。

現実と不整合な大LOCAイベ
ントツリー7

大LOCAでは、格納容器除熱が炉心損傷防止に必須であるが、大LOCAイベントツ
リーの中には、この除熱が失敗しても炉心冷却成功としている分岐があった。

現実と不整合な小LOCAイベ
ントツリー8

小LOCAのうち、破断規模が大きい場合は、現行の小LOCAイベントツリーでは炉心損傷が炉心冷却成功となる。また事故進展とイベントツリーが不整合。

代替制御棒挿入機能のフォールトツリーの誤り

A系の排気弁の故障のフォールトツリーにB系の論理回路故障やB系の入力信号故
障が入っていた。

7:参考1参照
8:参考2参照- 16 -

DRAFT

４．国内機器故障率の確認状況
NRA

10

１．背景
（１）電中研は、PRA用に説明性のある機器故障率を整備するとして、データ収集
ガイドを策定し、事業者から故障にかかわるデータを入手し、新たな機器故障率を整備した。
（２）この新機器故障率も全般的に米国機器故障率よりも小さく、空気圧縮機等２桁程度も小さい機器もあったため、日米の差異分析を要請してきたが、十分な説明が無い状況にあった。
（３）そこで、原子力規制庁は、データ収集ガイドをレビューするとともに、NUCIA掲
載の事例を基に、事業者と故障判断に関し議論している。
（４）今後、故障判断に関する議論を踏まえ、抜き取りで発電所を選定し、そこで実データの収集状況の確認や故障判断に関する議論を行う計画である。

11

４．国内機器故障率の確認状況
NRA

２．データ収集ガイドのレビュー状況（１）当該ガイドは、日本原子力学会のパラメータ実施基準9に準拠し米国の機械学会及び原子力学会のPRA標準文書10のデータ分析要件を参照しているとのことから、これらの要求事項を満たしているか確認した。
（２）確認の結果得られた10項目の気付き事項は、 ８月３日にATENA（事業者）に提示しており、今後議論する予定である。気付き事項の詳細は表７のとおり。
（３）議論の結果がまとまれば、技術情報検討会に報告される予定である。

- 17 -

9：日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的リスク評価用のパラメータ推定に関する実施基準：2015(AESJ-SC-RK001:2015)
10：ASME/ANS RA-Sa-2009. Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications Addendum A to RA-S-2008, ASME

DRAFT

４．国内機器故障率の確認状況
NRA

12

３．故障判断に関する事業者との議論（１）データ収集ガイドの規定どおりに、各事業者がデータ収集したことを原子力規制庁が抜き取りで確認することとし11 、まずはデータ収集ガイドの対象プラ
ント、対象期間12における安全上重要な３機器13のNUCIA掲載の事例について、事業者と故障の判断について議論した。
（２）その結果、表５のとおり、更に詳細な議論が必要な事例が幾つかあった。
これらの原因の大部分がデータ収集ガイドの気付き事項に含まれると考えられる。
（３）これらの結果は、今後のデータ収集ガイドのレビューの議論に活用していく。

11：新しい国内故障率データの妥当性確認として、原子力規制庁から、事業者間でのピアレビューや電中研によるレビューを電中研、事業者に提案したが応じなかったため。
12：2004年度～2010年度における27基(女川2/3、東通1、柏崎刈羽6/7、浜岡3/4、志賀1/2、島根2、東海第二、泊1/2/3、大飯3/4、高浜
1/2/3/4、美浜3、伊方3、川内1/2、玄海3/4、敦賀2)
13：非常用ディーゼル発電機、タービン駆動ポンプ、海水ポンプ

NRA

13

４．国内機器故障率の確認状況
表５．更に詳細な議論が必要な事例
非常用ディーゼル発電機

発電所名

更に詳細な議論が必要な事例＊

東海第二・バウンダリ内機器の操作ミスを人的過誤を理由に除外(8205)
・DG室電線管のシール不良による屋外マンホールからの溢水を溢水PRAの評価範囲として除外予定(8130)

志賀２・PRAでモデル化されていない操作ミスを人的過誤を理由に除外(8827)

泊３・過給機の保守不良によるLCO逸脱事例を建設時の試運転段階であり、営業運転開始前という理由で除外 (10534)

タ ー ビ ン駆 動
ポンプ

高浜1

・運転員の不注意な接触による弁の微開を人的過誤を理由に除外(10979)志賀２

・RCICの駆動用蒸気隔離弁の不完全閉止によるLCO逸脱事例を建設時の試運転段階であり、営業運転開始前という理由で除外 (8089)

海水ポンプ

東通１

・ＲＳＷポンプ自動起動信号系の制御回路の不備をどの機器の故障としているかの確認が必要 (10243）

女川３
女川２

・同上(10370)
・同上(10373)＊：括弧内の番号はNUCIA登録番号- 18 -

DRAFT

５．まとめ
NRA

14

１．個別プラントの適切性確認状況（１）PWR
美浜３号機及び高浜１／２号機固有の要修正箇所は無く、いずれも過去９基の適切性確認作業の中で確認された項目である。
タッチパネル方式のデジタル制御盤の人的過誤の評価手法の整備を新たに中長期的な改善箇所として追加予定である。
（２）BWRPWRと共通の課題に加え、柏崎刈羽７号機特有の修正箇所候補が複数あり、議論中である。
２．国内機器故障率の確認状況
データ収集ガイドの記載に不十分な点があり、そのため、各事業者は適切にデータを収集していなかったおそれがあることから、今後の対応について
ATENA、電中研と議論する予定である。
さらに、 故障判断に関する議論を踏まえ、抜き取りで発電所を選定し、そこで実データの収集状況の確認や故障判断に関する議論を行う。

NRA

６．データ収集ガイドの気付き事項
表７15

データ収集ガイドの気付き事項
気付き事項

No

項目

1

人的過
誤の扱
い

日本原子力学会が作成したパラメータ実施基準9 「B2.2故障(failure)の定義」(p27)では、試験又は保守後の人的過誤や計測器の校正ミスから生じる故障が、PRAモデルの中に明示的に含まれている場合は、このような人的過誤は機器の故障に含めず人間信頼性解析で定量化するが、明示的に含まれていない場合は、人的過誤による寄与を該当する機器故障
率または確率に含めるべき、という要求がある。
しかしデータ収集実施ガイド3.2.3(b)「条件b：運転時誤操作が原因の不適合」を除外(p8)では、運転時誤操作による機器機能喪失事象は、PRA上は人間信頼性解析で別途モデル化するためデータ収集から除外するとの記載のみである。
こうした中、非常用ディーゼル発電機(DG)について確認したところ、機器バウンダリ範囲内の機器の運転員による誤操作
や並列後の出力増加操作ミスを故障から除外した事例(NUCIA8205,8827)が見られ、当該事業者に理由を確認したところ、「ガイドの条件bに基づき除外した」との回答があった。そこでモデル化されていない人的過誤であれば故障とすべきコメン
トしたところ、個別プラントのPRAでモデル化する旨の回答があった。
しかし、DGのバウンダリ内には大量の弁があり、これらの個々の操作の人的過誤をモデル化するのは現実的でなく、適切性確認済みPRAモデルでも機器バウンダリ内の弁等の操作はモデルされていない。また、並列後の出力増加操作のよ
うな手動操作による信号発信のバックアップも適切性確認済みPRAモデルには含まれておらず、これらはいずれも機器故
障率に含める方がモデル化は容易である。
特定のプラントに拠らない機器故障率を収集する観点からは、このような人的過誤を機器故障率に含めることで考え方を統一しないと適切な機器故障率が導出されないおそれがある。また、今回のDGの事例を踏まえると、DG以外の機器でも事業者全体で考え方が統一されていないことで、適切性な故障率が導出されないおそれがある。

２

対象と
なる期
間

データ収集期間を 3.2.2「データ収集対象機器の特定」(p7)では営業運転開始以降としている一方、3.2.3(4)「条件 c：評価
対象期間外に発生した不具合」を除外(p9)では保安規定などで機能が要求されている期間としているが、前者の起点は機器のオペラビリティと技術的に無関係という問題がある。
すなわち、営業運転開始前であっても保安規定が適用されていれば、機能要求を満たさなければ故障と判定すべきとこ
ろ、建設段階の試運転期間中のDGの定例試験でのLCO逸脱宣言事例を、営業運転開始以前という理由で故障としない事例(NUCIA 10534)が見られた。この事例は、様々な試運転時の試験を経て100%電気出力に到達した日から約1ヶ月後に発生しており、試運転の最終的な段階にあった。
これに対し電力中央研究所(電中研)から、一般に試運転時は営業運転開始後とは設備信頼性の性質が異なる、試運転
時は様々な試験が行われるため、デマンド数等の収集条件が定めにくい、試運転期間を範囲内としても結果に殆ど影響が無いため、現行のままで問題ない旨の回答を受け取っているが、機器のオペラビリティの観点からの回答ではないた
め、故障件数が適切にカウントされていないおそれがある。

- 19 -

DRAFT

６．データ収集ガイドの気付き事項
NRA

表７

16

データ収集ガイドの気付き事項

No

項目

３

起動失
敗の扱
い

附録表A「機種故障モードの定義」では、DGの「起動失敗」を「要求時起動しない場合、各パラメータ(振動、異音、異臭、漏えい他)、構成機器(ガバナ機構不良、発電機短絡等)の異常により自動停止又は手動停止が必要となる場合、遮断器投入後、基準時間内に負荷が確立できない(確立しなかった)場合」とし、「継続運転失敗」を「各パラメータ(発電機出力等)の異常により自動停止又は手動停止が必要となる場合」としている。しかし、10秒以内に電圧を確立する設計のDGが15秒で自動停止した事例(NUCIA 7947)、や1分で自動停止した事例（NUCIA 9321）は、基準時間内に負荷を確立したと考えられるが、起動失敗としている一方、ガバナの応答性の低下により1分間も運転せずに過速度トリップに至った事例(NUCIA
3143)を継続運転失敗とするなど、起動失敗と継続運転失敗の分類が困難な定義となっている。
また、米国では起動失敗は1時間以内に生じた故障14 、パラメータ実施基準の「表B.2―故障モードの例」では起動後30分間程度までを起動失敗としているが、どのような理由で今回のように定義を変更したかの説明がない。
更に電中研の新故障率 の表3-2「国内一般機器デマンド故障確率の推定結果」(p15)には、DG以外の電動ポンプ等の起動失敗確率が掲載されているが、これらの機器に対する「起動失敗」の定義は「要求時起動しない、起動直後、自動停止
する場合」だけであり、DGと違って「起動直後」の時間的な定義がないため、故障件数が適切にカウントされていないおそ
れがある。

４

露出
データ
の収集
方法

データ収集は、3.2.4「露出データの収集」(p13)において、附録Gに留意して実施することとなっているが、BWR(附録表G-1)に比べPWR(附録表G-2,3,4)は実データの収集に関する解説が殆ど無く、推定例のみである。例えば、PWRでは補助給水
ポンプ室の換気空調系のデマンドは夏季1回、継続運転時間を3ヶ月としてデータを推定するとしているが、BWRの換気空
調系は運転引継日誌等による実データの収集を規定しており、データの精度に大きな差異がある。
なお、ASME/ANS基準 DA-C8のカテゴリーⅡ、Ⅲの要求では、機器の待機時間を求める必要がある場合はプラントの固有の運転記録を使用するとなっている(カテゴリーⅠは推定で良い）。

気付き事項

14：Enhanced Component Performance Study Emergency Diesel Generators 1998-2020 (INL/RPT-22-66601) March 2022のp1ではAnnual failure
probabilities( failure per demand) are provided for FTS and FTLR events and annual failure rates (failure per run hour) are provided for FTR>1Hとしている。NUREG/CR-6928ではFTSはfail to start、FTLRはfail to load and run for one hour、FTRはfail to runとしている(p xiiの脚注)。Handbookof Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment (NUREG/CR-6823)のp 5-6では、it is not unusual in PRAs to define "diesel generator
fails to start" as encompassing a failure to start or a failure during the first hour given that the start was successful. としている。

NRA

６．データ収集ガイドの気付き事項
表７17

データ収集ガイドの気付き事項

No

項目

気付き事項

５

故障
モード
のデー
タ収集
の範囲

3.2.3(6)「条件e：附録Aの故障モード以外の機能の不具合」を除外(p11)では、「ある機器において内部または外部リークの不具合があったものの、当該PRAではそれらの故障モードが（不要であるとして）モデル化されていないため機能喪失か否かの判断が困難な場合は、データ収集の対象外として除外する」としている。しかし特定のプラントに拠らない機器故障率を収集する観点からは、全ての故障モードを収集対象とすべきである。
例えば、電中研の新故障率3 (p12)では、電動弁(海水)の作動失敗は27基からデータ収集されたが、外部リークは8基から
しかデータ収集されていない。これは、或るプラントでは原子炉補機冷却海水系の電動弁の外部リークをモデル化している一方、他のプラントではモデル化していないなど、個別プラントのモデル化の程度によりデータ収集の範囲が制限されたためと考えられる。その結果、電動弁(海水)の外部リーク率が過小評価されているおそれがある。

６

機器の
グルー
プ化

日本原子力学会が作成したパラメータ実施基準「C.4.3.5 機器のグループ化」(p46～47)には、以下の内容が示されている。
・機器をグループ化する場合、設計の類似性（規模、製造元など）、運転頻度、運転環境条件(温度、湿度、放射線など)、
運転モード(待機、通常運転、連続運転など)、及び移送媒体(空気、純水、ホウ酸水など)などの機器特性について慎重な検討が必要である
・「グループ」の定義においては、例えば、試験対象でない弁又は殆ど作動していない弁、試験対象の弁又は頻繁に作動している弁を同じ一つのグループにしないなど、原則として機器特性が異なるものを一つのグループとしてはいけない
・一方、十分な機器データが得られないような場合、又は機器特性が異なっても故障率が同等となるよう保守の方法及び頻度等が考慮されている場合などでは、妥当性確認の結果に基づき、一つのグループとすることもできる
3.2.1「機器信頼性データの対象と属性」の「・機種」(p6)では用途、機能等別にグループ化した機種を定めるとし、国内の機器について整理したものを「附録A 機器・故障モードの定義に示す。」とあるが、附録表Aでは「電動弁」「オリフィス」といった機器ごとに故障モードが定義されているのみのため、パラメータ実施基準が規定している、設計や運転頻度、運転
環境条件等を考慮した上でグループ化する、十分なデータが無い時は妥当性確認結果に基づき１つのグループとするという規定を満たしているのか不明確である。

- 20 -

DRAFT

６．データ収集ガイドの気付き事項
NRA

表７

18

データ収集ガイドの気付き事項

No

項目

７

附録D
の故障
モード
選定事
例

3.2.3(7)「故障モードの選定」(p11)では、附録Dを参照して、最終的な故障モードを確認・判定するとしているが、附録表D-1にある故障選定事例は、NUCIAの事象判定ルールに基づくことから、電中研の新故障率の収集方法と整合が取れていな
い場合がある。
例えば、附録表D-1のNo.32, 94は、データ収集実施ガイドに基づくと「故障」とはならない事例である。

８

機器故
障に関
する事
例要約

故障の判断では3.2.3(8)のとおり、少なくとも使命時間は機能維持できるか否かの評価が必要(p12)であるが、附録表Eの
事例要約の説明は、初期状態だけで故障の有無を判断しており、使命時間に渡り機能維持できるか否かの評価が不明
確である(No.3,14,25等)。
またヒューマンエラーによる故障は全て故障から除外しており、PRAモデルで別途考慮しているか否かの評価が不明確である(No.9, 39, 42等)。このため、現在の附録表Eを参照すると、故障か否かの判断をミスリードするおそれがある。

９

外的要
因の扱
い

3.2.3(5)「「条件d： 外的要因等が原因の不具合」を除外」(p9)では、外的事象PRAで対象とするハザードによる故障はデー
タ収集の対象外としている。
例えば、予備変圧器での消火用水実放出試験による消火用水が、近傍の屋外電気マンホールに浸入し、シール不完全であった電線管を経由してDG室内の現地操作盤に滴下した事例(NUCIA 8130)について、事業者は内部溢水PRAの範囲とし、今後機器故障率には含めないとしている。しかし、内部溢水のPRA評価手法はまだ整備中かつ完成時期が未定であるほか、対象範囲の詳細が明らかではないため、現時点では故障にカウントしないと全体的なリスクを過小評価してしまうおそれがある。
また地震については、地震加速度高による原子炉トリップが発生する場合を地震PRAの対象範囲としているが、トリップが発生しない程度の地震で生じる故障はどのPRAでも範囲外となってしまう。

10

その他

3.2.3(8)(A)の「【波及影響を受けた機器を機能喪失としない場合】」のⅱ主蒸気止め弁の例示(p12)では、開度指示計用の検出器の一部の部品の脱落で「一時動作できない状態」になったにもかかわらず、「油圧作動弁としての機能は維持している」というのは、誤解を与えかねない。

気付き事項

７.(参考1）現実と不整合な大LOCAイベントツリー

19

NRA

大LOCAでは、炉心注水が成功しても残留熱除去系(RHR)により格納容器を除熱しないと、こもった熱により格納容器破損に至る。破損により格納容器内圧が低下すると、冷却水が沸騰し、ポンプがキャビテーションを起こし、炉心注水ができなくなる。
しかし、以下の大LOCAイベントツリーの事故シーケンスでは、格納容器除熱が出来なくとも、炉心注水できれば炉心冷却成功となっている。

- 21 -

DRAFT

７．(参考２)現実と不整合な小LOCAイベントツリー
NRA

20

成功基準解析により、小LOCAの定義を原子炉隔離時冷却系(RCIC)だけで冷却可能な規模（151cm2）を上限とした。
一方、現行の小LOCAイベントツリーではRCICが機能喪失しても高圧注入系（HPCF)の注入により炉心冷却成功となっているが、これは破断面積が小さい場
合（１/２以下）までである。（赤線）
また、小LOCA時には原子炉減圧系（ADS)が自動作動するため、RCICの注水量だけでは炉心損傷に至る15が、炉心冷却成功となっている。(青線）

15：ADSにより炉心の圧力が低下するが、その結果、炉心と格納容器の差圧でポンプを駆動し、炉心注水を行うRCICの注水量は低下する。

- 22 -

DRAFT

令和５年度第14回原子力規制委員会 資料１ 関係部分抜粋

1

Integrated Regulatory Review Service

資料５

IAEA

2

32

3

166

52
32

324

41

- 23 -

DRAFT- 24 -

DRAFT- 25 -

DRAFT- 26 -

DRAFT- 27 -

DRAFT- 28 -

DRAFT- 29 -

DRAFT- 30 -

DRAFT- 31 -

DRAFT- 32 -

DRAFT- 33 -

DRAFT- 34 -

DRAFT- 35 -

DRAFT- 36 -

DRAFT- 37 -

DRAFT- 38 -

DRAFT- 39 -

DRAFT- 40 -

DRAFT- 41 -

DRAFT- 42 -

DRAFT- 43 -

DRAFT- 44 -

DRAFT- 45 -

DRAFT- 46 -

DRAFT- 47 -

DRAFT- 48 -

DRAFT- 49 -

DRAFT

資料６

試験研究用等原子炉における重要度評価検討の進め方（案）
核燃料施設等監視部門
令和５年８月２１日

経緯
核燃料施設等に関する重要度評価ガイドついては、これまでウラン加工施設
及び使用施設（政令41非該当を除く。）を対象とした初期境界評価の考え方について、事業者等と事例検討会を経て、附属書10として整備を行っている。
監視領域「原子力安全」関連についての現在の整備状況は以下のとおり。
今年度は、これまでの規制検査の結果や、汎用性などを鑑み、「試験研究用等原子炉」の重要度評価ガイドを整備する。
初期境界評価
実用炉

定量的評価

重要度評価ガイド附属書1～8（附属書3、4を除く。）

ウラン加工
使用施設

重要度評価ガイド（附属書10）なし

試験研究用等原子炉
再処理施設など

なし

なし
1- 50 -

DRAFT

試験研究用等原子炉の一覧
施設の状態

施設の特徴

B-DBA※対策の要求有無

高出力炉・中出力炉(熱出力500kw以上50MW以下)
新規制基準
適合炉

○

施設名

備考

高速実験炉
高速実験炉「常陽」、「常陽」は高温工学試験研究炉（HTTR）、
熱出力
JRR-3、KUR
100MW

低出力炉・臨界実験装置(熱出力500kw未満)

×近畿大学研究用原子炉、
KUCA、
STACY、NSRR

施設内に燃料あり

×

FCA、DCA、JMTR、TCA、弥生、NCA×

JRR-2、JRR-４、TRACY、
むつ、HTR、TTR-1、
立教大学炉、東京都市大学炉

廃止措置中
施設内に燃料なし※：Beyond-Design basis Accidentの略。 発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれのあるもの。

2

試験研究用等原子炉の分類の考え方
試験研究用等原子炉の指摘事項に対する重要度評価を整備するにあたり、試験研究用等原子炉が多種多様であることから、そのリスクに応じたグレーテッドアプローチを適用すべく、以下のように分類した。
新規制基準に適合したか？

YES

許可基準規則においてB-DBAの要求はあるのか？

YES

B-DBAの審査において、定量的なリスク情報を用いた
か？

グループA

YES

常陽

グループB
HTTR、JRR-3、KUR

NO
グループC
近畿大学炉、KUCA、STACY、
NSRR

NO
グループD

YES
施設に燃料はあるか？

FCA、DCA、JMTR、TCA、弥生、
NCA

NO
グループE

NO

JRR-2、JRR-4、TRACY、 むつ、TTR-1、 HTR、立教大学炉、
東京都市大学炉- 51 -

3

DRAFT

試験研究用等原子炉に対する重要度評価ガイドにおける附属書適用のイメージ（案）
運転時

停止時

グループとの対応
ｸﾞﾙｰﾌﾟA

ｸﾞﾙｰﾌﾟB

ｸﾞﾙｰﾌﾟC

ｸﾞﾙｰﾌﾟD

ｸﾞﾙｰﾌﾟE（常陽）（HTTR、
JRR-3、
KUR）（近大炉、
STACY、
NSRRなど）（FCA、DCA、JMTRなど）（TRACY、
むつ、 TTR1など）

○

×

×

×

×

評価フロー

○

○

○

○

×

SERP

○

○

×

×

×

○

○

○

○

○

発生防止

原
子
力
安
全

拡大防止・影響緩和

附属書10（初期境界評価）
附属書１（試験研究用等原子炉版）（常陽）
OR

閉じ込め

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（高出
力炉、中出力
炉）
放
射
線
安
全

従業員に対する放射線安全公衆に対する
放射線安全

附属書３
附属書４
4

重要度評価の整備の考え方○ 原子力安全に関するもの
試験研究用等原子炉の原子力安全に係る指摘事項の重要度評価方法について、以下のとおりに整理した。
• グループA 【附属書１（試験研究用等原子炉版） ／ 初期境界評価（簡易評価フロー）※１ ／ SERP】
B-DBAの起因事象について定量的なリスク評価を行っている。
• グループB 【初期境界評価（簡易評価フロー） ※１ ／ SERP】
B-DBAの起因事象について定量的なリスク評価を行っていない。
• グループC 【初期境界評価（簡易評価フロー） ※１】
B-DBAを想定する要求がない。
• グループD 【初期境界評価（簡易評価フロー） ※１】
廃止措置中の施設内に燃料があるため、原子力安全に関する指摘事項が発生するおそれがある。
• グループE 【評価しない】
廃止措置中の施設内に燃料がないため、放射線安全以外の指摘事項が発生するおそれがない。
※１ グループAからグループCまでの初期境界評価（試験研究炉等の簡易評価フロー）はそれぞれ検討するが、最終的に１つになる可能性もある。

○ 放射線安全に関するもの
各グループとも附属書３又は附属書４で評価する。

5- 52 -

DRAFT
今後の予定• 試験研究用等原子炉を有する事業者等に対して、既存の附属書の適用範囲の考え方について説明し、意見聴取を行った。（7月20日）• 高速実験炉「常陽」を対象に事業者等から情報提供を依頼（7月20日）• 上記の意見や事業者からの情報を踏まえ、初期境界の評価フロー案等を作成し、それを用いて、事例検討会（面談）を実施（10月中～）• 来年2月以降より、本試運用で得られた情報を集中的に整理し、見直し案について
意見交換会合にて議論• 現場検査官に改正ガイド案及び事例を説明し、意見を聴取• SDPガイドの見直しを委員会に報告

6

（参考１）

各原子力施設に対する重要度評価ガイドにおける附属書適用のイメージ
ー 現行版 ー• 表１ 加工施設及び使用施設• 表２ 試験研究用等原子炉再処理施設など

7- 53 -

DRAFT

表１ 加工施設及び使用施設

稼働時

附属書１０（初期境界評価）（評価フロー）

発生防止
拡大防止・影響緩和

原子力
安全

閉じ込め

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（使用施設のみ）

放射線
安全

停止時

SERP

従業員に対する放射線安全

附属書３

公衆に対する放射線安全附属書４8

表２ 試験研究用等原子炉、再処理施設など
稼働時

停止時

発生防止

拡大防止・影響緩和

重要度評価・規制措置会合（SERP）

原子力
安全
閉じ込め

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

放射線安全

従業員に対する放射線安全附属書３

公衆に対する放射線安全附属書４9- 54 -

DRAFT【参考２】簡易評価フロー（ウラン加工施設と使用施設の比較）
原子力施設安全に係る検査指摘事項

事業（変更）許可
における設計基準
事故か

原子力施設安全に係る検査指摘事項

検査指摘事項の対象設
備や手順は、許可等の事故の評価条件に該当
するものか

No

No

Yes

該当事故の一般公衆の被ばく線量の評価値は、判断基準を超えるか

Yes

安全機能は
喪失したか

No

追
加
対
応
な
し

No

周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内
であるか

Yes

Yes

No

追
加
対
応
な
し

Yes

事業（変更）許可における閉
じ込めのための防護策の残りが１以下であったか

許可等における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか

No

No

Yes
Yes

重要度評価・規制措置会合（SERP）
重要度評価・規制措置会合（SERP）
追加対応あり

使用施設

ウラン加工施設
追加対応あり10- 55 -

DRAFT

原子力規制検査における課題への対応スケジュール
赤字：進捗情報

横断領域に係る検査

核燃料施設SDP

令和４年度•

NRCの状況をフォロー• 使用施設SDPの検討・ガイド改正→ 使用施設のSDP手法（初期境界評価評価）を整備済参考
令和 年 月 日
原子力規制庁検査監督総括課

令和５・６年度•

柏崎刈羽追加検査の実績等から反映すべき点の抽出

令和７年度以降•

検査手法を検討•

事業者の研究開発状
況を踏まえ、モデルの範囲拡大に対応• 再処理施設等の他の核燃料施設等のSDP手法検討に着手→ 今回、試験研究用等原子炉のSDP手法検討の方向性を提示•

ＰＲＡモデルの改善・範囲拡大

事業者の機微情報へのアクセス

高浜１・２号機、美浜３号機のレベル
１ＰＲＡモデルの適切性確認• ATENAの問題意識を把握し、対応→ 面談を実施して問題意識を把握し、対応済→ 日米間の機器故障率に関する際の要因に関する検討•

柏崎刈羽７号機（レベル１）、大飯３・４号機、玄海
３・４号機、高浜３・４号機、川内１・２号機(レベル１．５)等の適切性確認→ 今回、ＰＲＡモデル適切性確認の状況について報告• 適切性確認で事業者に指摘した事項の対応状況確認

会合等で検査における機微情報等の取扱いについて事業者と議論し、手順の明確化を実施• JANSI及びWANOとの議論も継続し、JANSI情報の取扱いについて合意を目指す→ 令和４年12月にWANOと打合せを実施•

設計管理及び火災防護の
検査の改善

•

事業者からDBDの状況についての説明を受ける•

火災防護のNRCチーム検査に職員を派
遣→ 令和４年11月末から12月にかけて、規制庁職員３名を米国NRCに派遣し、火災防護のチーム検査を視察

リスク情報を踏まえた設工認•事業者からの提案に応じて検討

使用前事業者検査の対象
範囲•

事業者から見直し検討の方向性の提示• 設計管理のNRCチーム検査に職員を派遣→ 令和5年9月に規制庁職員３名を米国NRCに派遣し、設計管理チーム検査を視察予定• 派遣によって得られた調査結果をもとに改善を検討•

事業者からの具体的な提案を踏まえて、提案の妥当性等について議論→ 今回、ATENAより検討状況の説明

原子力規制検査における課題への対応スケジュール
令和４年度

令和５・６年度

非該当使用者の実態調査を踏まえ、ガ
イド改正→ 放射線測定の信頼性確保のあり方について、その運用方針とガイドの改正案
作成→ 改正案についてパブリックコメントを実施し、保安措置
ガイドを2023/8/2に改正

赤字：進捗情報

令和７年度以降•非該当使用者 における放射線測定機器の校正

検査官交流• 令和４年度から実施した検査官交流を継続→ 令和４年度は停止中プラント担当の検査官２名を稼働中プラントへ派遣する交流を実施→ 令和５年度は停止中プラント担当の検査官２名を稼働中プラントへ派遣（１名は既に派遣済み）• 検査指摘事項集の作成→ 指摘事項集はHPに掲載済

検査指摘事項集の整備

核物質防護分野に関する検査官の力量向上

立地地域自治体等とのコ
ミュニケーション

総合的な評定の在り方• 軽微事例集の削除を行うガイド改正→ 軽微事例集を制定、継続的な改善を検討→ 2023/6/9に軽微事例集を制定済み•

原子力安全を担当している検査官に対して、核物質防護に関する研修を順次実施•

立地地域自治体や地域の実情に応じた説明を実施•

原子力政策推進と受け取られることがないよう留意しつつ、引き続きコミュニケーションを実施• 現地検査官等との議論を試行→ 指摘事項が多く出ている実用炉に関して、規制庁内関係者での打合せを評定前に実施→ 令和４年度の総合的な評定を実施- 56 -