資料１

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第8回）
令和５年２月８日
原 子 力 規 制庁
１．趣旨
本議題は、
「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」（以下
1「検討案」という。）に関する意見（以下「提出意見 」という。）に対する考え方を取りまとめ、その了承を得ることについて諮り、原子力事業者等との意見交換の結果も踏まえ、同概要の決定を付議するものである。
２．経緯
令和４年度第59回原子力規制委員会2において、検討案に対する科学的・技術的意見の募集の実施が了承され、下記３．のとおり意見募集を実施した。また、検討案に対する原子力事業者等との意見交換の実施についても了承され、下記４．のとおり公開の場での意見交換を実施した。
３．科学的・技術的意見の募集の結果等（１）科学的・技術的意見の募集の結果実施した期間：令和４年12月22日から令和５年１月20日まで（30日間）
実施した方法：電子政府の総合窓口（e-Gov）及び郵送
提出意見数：1749件3（２）提出意見に対する考え方
提出意見のうち、検討案に対して寄せられた意見に対する考え方を別紙１のとおり、検討案に対する直接の意見ではないが関連する意見に対する考え方について別紙２のとおり取りまとめることを了承いただきたい。
なお、別紙１及び別紙２は、寄せられた意見4のうち、提出意見に該当しないものは記載しておらず、また、提出意見を原子力規制庁において整理・要約したものを記載している5。

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行政手続法第42条では、命令等制定機関が、意見公募手続を実施して命令等を定める場合に、意見提出期間内に当該命令等制定機関に対し提出された当該命令等の案についての意見を「提出意見」と規定している。
2
第59回原子力規制委員会（令和４年12月21日） 資料１
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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。
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提出意見及び提出意見に該当しないと判断される意見をいう。なお、寄せられた意見数は2016件である。
5
行政手続法第43条では、提出意見に代えて、提出意見を整理又は要約したものを公示することができるとしている。また、同法の運用において、「提出意見」に該当しないものについては、命令等制定機関に当該意見を考慮する義務や当該意見等について公示する義務は課さないとしている。

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４．原子力事業者等との意見交換の結果
上記３．の意見募集の期間中に計２回の意見交換を公開の場で実施した6。なお、本意見交換には杉山委員が参加した。
この意見交換を通じて示された原子力事業者等の主な意見は、次のとおりである。（参考２）イ) 「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」については、事業者として特段の意見はなく、適切に対応していく。
ロ) 「一定の期間」を設けて新旧制度間の円滑な移行を図ることに賛成であり、準備行為として残存期間を活用した初回申請を基本とするなど、事業者として新制度への円滑な移行に協力する。
ハ) 一定の前提条件の下で試算した結果では、移行準備に２年程度を要すると見込まれており、「一定の期間」については、審査側・事業者双方にとって十分な時間を確保するべきである。
ニ) 新制度を円滑かつ実効的に運用していくため、双方の認識共有を図る観点から、今後、詳細制度や制度運用の検討の場に事業者も参加したい。
５．まとめ
上記３．の意見募集及び４．の意見交換の結果を踏まえ、別紙３のとおり、「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要」を決定していただきたい。
別紙３をもとに、引き続き原子力規制庁において法律案の検討を進め、改めて
原子力規制委員会に諮ることとする。

＝別紙及び参考資料＝（別紙１） 「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」に対する意見及び考え方（別紙２） 「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」に対する直接の意見ではないが関連する意見及び考え方（別紙３） 高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（参考１） 高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第５回）（参考２） 高経年炉の安全規制に係る事業者意見について（2023年１月11日原子力エネルギー協議会）

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高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見交換会 第１回（令和４年12月26日）、 第２回（令和５年１
月11日）

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別紙１

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見及び考え方

令和５年２月８日

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
2行目「原子力利用の在り方に関する政策判断にほかならず」と ➢ 今回お示しした「高経年化した発電用原子炉に関する安全規いう文言は、今までの規制委員会の在り方を否定するものと考え制の概要（案）」は、令和４年12月16日に、利用政策の観点かます。40年ルールは、「政策判断」ではなく、原発の耐用年数がら現行の運転期間制度を改正する方針が明らかにされたこと40年であるなどの理由で炉基法にもりこまれたという経緯が事を受け、その改正内容にかかわらず、高経年化した発電用原子実なので、これを原発推進側の経産省の電気事業法に移すのは炉施設に関する必要な安全規制を引き続き厳格に実施できる「利用と規制の分離」という福島原発の教訓を踏みにじるものでようにするため、原子炉等規制法に定める必要のある法的なす。福島第一原発事故の検証がいまだ不十分であるのに、このよ
枠組みの考え方を示したものです。
うな180度の方向転換とも取れる規制の姿勢は批判されるものと ➢ 現行法の運転期間延長認可制度が導入された際の国会審議思います。運転期間40年ルールこそ規制委員会が厳守しなければ（平成24年第180回国会）では、科学的技術的見地だけではな
ならないものと考えます。
く、幅広い観点から議論が行われた上で、立法されたものと認識しています。
別紙1 概要（案）1ページ8・9行目「利用政策の観点から（略）これを受け」とあります。先に原発を40年超動かすことありきで ➢ 発電用原子炉施設の経年劣化の程度はその使用履歴や保守管理の状況などにより個々に異なるため、基準適合性が維持でおかしいと思います。またこのパブリックコメント自体が国民にきなくなる時期をあらかじめ一律に定めることはできませ
わかりやすく説明して理解してもらおうという姿勢が全く見らん。高経年化した発電用原子炉については、適切な時期にそのれません。2012年、福島原発事故の教訓を踏まえて原子炉等規制
劣化の状況を具体的に把握し、その結果に基づいて、基準適合法に盛り込まれた、運転期間を原則40年とする規定を削除するべ性が維持されているか、適切な保守管理が行われているかをきではありません。原発を再稼働する事で原発による発電を増や科学的技術的見地から個々に確認する必要があります。
そうとする思惑が先にあるのは納得できず、また規制が緩くなる➢ 利用政策の観点から運転期間が現行制度よりも延長されたとという不安を感じます。
しても、今回お示しした規制制度により基準適合性が確認で2012年、福島原発事故の教訓を踏まえて原子炉等規制法に盛り込きない発電用原子炉を運転することはできません。原子力規
まれた、運転期間を原則40年とする規定を削除するべきではあり制委員会は、「原子力利用における安全の確保」を図るため、ません。事業者の点検や老朽化評価には限界があります。森羅万原子力利用に当たって必要な水準の安全性が確保されるよ
象、経年劣化します。「想定外」の事故は起こりえます。
う、最新の科学的・技術的知見も取り入れながら規制基準を定
１番から１２番までの制度案は、関連資料や原子力規制委員会でめ、それへの適合性について、原子力規制委員会が行う審査・行われてきた議論を見る時間がない一般の人々にはわからない検査等を通じて厳正な確認を実施していきます。
ため、全国で説明会を行い、現状の制度や今回の枠組み案につい

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
て批判的な検証を行なってきたNPO法人や研究者や、中性子照射 ➢ なお、設置許可申請書添付資料等において、原子炉圧力容器又脆化の評価や審査の現状と課題を注視してきた運転期間延長申は原子炉容器に対する中性子照射量を推定する際の期間とし請認可取り消し裁判の原告や弁護人に面談で公開で意見を聴取て「四十定格負荷相当年時点」等と記載されていますが、これし、制度改善と国民の理解促進に役立てるべきだ。
は設計する上での中性子照射量を設定したものであり、個々の原子炉の基準適合性が維持できなくなる時期を示すもので1 p.1 「発電用原子炉施設の利用をどのくらいの期間認めるこはありません。
ととするかは、原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない」とあ ➢ よって、原案のとおりとします。
りますが，原子力規制委員会設置法の第四条では，「原子力規制委員会は、前条の任務を達成するため、次に掲げる事務をつかさ ＜参考 現行法の運転期間延長認可制度が導入された際の国会審どる」として，最初に「原子力利用における安全の確保に関する 議（平成２４年第１８０国会）＞
こと」をあげている．まさに，どの程度の利用を認めるかの基準
参議院 予算委員会 会議録を示すことは，原発の危険性を恐れるのであれば，規制員会が提 ・２月７日
示するのが当然であろう．一体，規制員会以外の誰が利用期間を 第180回国会 参議院 予算委員会 第4号 平成24年2月7日 | テキスト表示示すことができるというのだろうか．2 p.1「利用の在り方に関 | 国会会議録検索システム (ndl.go.jp)
衆議院 環境委員会 会議録する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意の見を述べる ・６月５日
べき事柄ではない」と言いながら，それならば，なぜ30年を超え 第180回国会 衆議院 環境委員会 第4号 平成24年6月5日 | テキスト表示
る原発は規制委員会の認可をうけなければいけないのか．論理矛 | 国会会議録検索システム (ndl.go.jp)
盾ではないか．3 規制委員会は原発の運転を規制することでは ・６月１５日 衆議院 環境委員会 会議録
なく，運転させるための委員会であった．このような委員会では， 第180回国会 衆議院 環境委員会 第6号 平成24年6月15日 | テキスト表
高経年劣化した原発も運転を止めるのではなく，運転を続けるた 示 | 国会会議録検索システム (ndl.go.jp)
めの「審査」というアドバイスを行うために存在することになっ ・６月１８日 参議院 環境委員会 会議録てしまうだろう．休止期間を除外するのは，人間の寿命から睡眠 第180回国会 参議院 環境委員会 第6号 平成24年6月18日 | テキスト表
時間を除くようなもの．寝たきりの状態が長いほど寿命が長いと 示 | 国会会議録検索システム (ndl.go.jp)
いうことになってしまう．人間は眠っているときも生きているよ
うに，原発も運転していない時も，維持するために活動しているのだ．当然，劣化は進む．

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
（概要）高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）
原子力規制委員会は、令和２年７月29日に「発電用原子炉施設の利用をどのくらいの期間認めることとするかは、原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない」との見解を明らかにしているところである。（意見）そもそも、この前提が理解できません。このような大切なことを、政府、官僚に判断を任せ、専門家である規制委員会が発言しないということ自体がおかしいのでは。たとえば、今の岸田政権のものごとの決め方を見ていると、とても安心
しておれません。会議の議事録を読んでも、議論を誘導している
経産省関係者は、結論ありきのようです。
１．意見の主旨「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要(案)」に反対する。２．該当箇所
１ページ文頭より２ページ文末まで３．内容
今回の原子力規制委員会による安全規制案は、従来からの原子炉等規制法の規定に基づく発電用原子炉の４０年運転規制を科学的根拠もなく延長改変するものである。しかも原子力規制委員会が果たすべき科学的立場からの原
子炉安全規制対策を蔑ろにし、運転延長の在り方を政治的立場からの政策判断に全て任せるという正に原子力規制委員会の責任放棄である。
前文と１および２の項目意見 原子力規制委員会が設置された経
緯と原子力規制委員会設置法の原点に戻り、「40年で原則廃炉、延長は例外中の例外」であることを再確認すべきです。2020年7月29日の声明を撤回すべきです。理由 「40年ルール（運転40年で原則廃炉、20年延長は例外中の例外）」は、そもそも、福島事故を教訓として、原発の再稼働に反対する圧倒的多数の国民世論

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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をバックに、与野党の合意で、原子力規制委員会を三条委員会として行政から独立させ、原子力規制委員会設置法の附則の中に「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（炉基法）」を取り込み、そこに導入されたルールです。つまり、「40年ルール」は、原子力規制委員会設置法によって規制委に委嘱された、規制委の出発点となる根本原則であり、規制委が国民からその遵守を委託されたのであって、2020年7月29日の声明で「発電用原子炉施設の利用をどのくらいの期間認めることとするかは、
原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない」としたのは、法成立の経緯を無視し、法解釈を誤った見解に過ぎず、原点に立ち返って、同見解を撤回し、現行の法規定を遵守すべきです。 パブコ
メ案の項目１および２は、30年以降は10年ごとの審査で延々と運
転期間を延ばすことが前提になっていますが、これは「40年ルール」の改変であり、撤回すべきです。
なぜ３０年なのか理由が不明確。炉規法の４０年について言及するべき。
２．「これ以降も、同様とする。」（意見）従来の運転期間４０年までという原則を削除しないでください。（理由）運転期間を原則４０年とする規定は、２０１２年、安全規制として導入されたものです。原子力規制委員会が、運転期間について「利用側の政策」であるとして規定の削除を容認することは、福島第一原子力発電所の事故の教訓を蔑ろにし、責任を放棄することです。事
業者自身が行う点検や老朽化評価には限界があります。老朽化す
ればするほど、原子炉や各部品の劣化に関するデータは少なくな
り、評価の精度は落ちてきます。「長期施設管理計画」があれば

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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安全性を担保できるとは言えません。運転期間を原則４０年とする現行の規定を残すべきです。
なぜ民主党政権の時に行った、国民的議論を上回る議論もせずに「原則40年、最長60年」のルールを変更し70年以上も使い続ける道を開くのか理解に苦しみます。
各原子炉に耐用年数があることから明確であるように、運転期間の定めは利用規制ではなく安全規制に属するものです。これは４０年運転ルールを定めた原子炉等規制法改正の趣旨からも明らかです。運転期間のあり方について利用規制に該当すると整理した２年前の原子力規制委員会による見解には誤りがあります。
運転期間の定め「40年ルール」は安全規制として定められたものにも関わらず、今の原子力規制委員会は運転期間の定めを利用政策側のものと考えている。老朽化した原発の運転期間延長について考えることがなぜ安全規制の問題ではないと言えるのか？事
業者側の立場でモノを言うような委員会は、規制委員会とは言えないため、即刻解散し、より公正・公平な判断のできる調査委員会を設けるべきである。
原発の運転期間制限60年を超える運転延長を可能にする、今回の安全規制の概要案に断固反対します。日本の原発の多くは40年運転を前提に設計されており、老朽化した原発を動かし続けること
自体、大変は危険を伴います。例え運転停止中であっても、福島原発事故で明らかになったように、地震などのリスクがある以
上、安全性は担保されません。40年を超えた老朽化した原発は順
次、廃炉作業に入ることが原発事故を未然に防ぐ最善策です。
原発の急所である原子炉は使い始めて40年経過すると、大量の放射線（中性子）によって材料が経年劣化しています。すべての原

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
子は中性子で影響を受けますので、どんなに丈夫な材料であっても必ず劣化します。鉄など金属は脆化して粘りがなくなりますので、配管や支柱などがポッキリ折れやすくなっています。そして原子炉全体が劣化しているため、悪いところを見つけて修繕できるはずがなく、修理不能です。つまり設備としての寿命です。さらに高圧蒸気の熱による配管の溶接部などの劣化、サビなど腐食による孔や電気的な故障など普通の機械設備としても故障リス
クが高くなります。そういう寿命設計で建てられた原発を60年まで延長して使うことは、きわめて危険であります。地震がくれば大事故になること免れません。原発の寿命延長は、故障の危険が増えて事故リスクが高まる一方です。さらに、原発の場合は事故の影響は広範囲に広がり、膨大な人数の避難が必要となります。
40年経過した原発はすみやかに廃炉処分すべきです。令和４年12月21日の「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」によると、原子力規制委員会が劣化評価して認可があれば運転延長できるとなっているが、原発は必ず劣化していつか壊れますので、評価する必要はありません。40年を寿命としてあきらめ、廃炉にするのが正しい方向です。
原発の運転期間を４０年としてきたのは科学的な理由があるからです。元々、これらの原発は、４０年の稼働を前提に、設計・建造されてきました。建材（建築に用いる材料）も４０年もてば良い、という考えに従って集められています。設計の限界を超えて利用するのは、他の産業分野では、通常あり得ないことです。
その場合、責任の所在は、設計者・製造者から、利用者＝事業者（電力会社）に 100％ 移ります（ルールに反して使い続けることになるからです）。また今回のように、政府が「お墨付き」を

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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与える場合は、政府にも大きな責任が発生します。４０年（設計限界）を超えて稼働すれば、当然ながら、事故が発生する確率は高くなります。その場合の責任は、電力会社と政府にのみ課せられることになります。事故が発生した場合の補償について、今回の「案」では考察されていないようですね。事故の規模によっては「日本列島壊滅」（人が住めなくなる）という事態も想定されますが、あまりにも無責任ではありませんか？原発の場合、極めて強い中性子線を受けているため、通常の建造物よりも寿命は短くなります。寿命の短い施設であることを充分に承知した上で、建造し、利用してきたのですから、期限が来たら廃炉にすべきです（あまりにも当然のことです）。電力会社の「経営」のみを考えるのではなく、「安全」を最優先にしてください。現実に発生してしまったチェルノブイリや福島の原発事故を経て、原発事故の恐ろしさ（国土・地域・生活に対するダメージの大きさ）を私
たち人類は知っています。政府として、原発事故の危険性を 1％でも高めるような「ゴーサイン」を出してはなりません。
高市早苗議員は2012年2月9日に質問主意書（運転可能期間を「四十年」または「六十年」と定める技術的根拠等に関する質問）を出しています。これに対して政府は「一般に、原子炉建屋や原子炉圧力容器といった施設等については、発電用原子炉の運転を開始した後は取替えが困難とも考えられており、こうしたことを踏
まえ、安全上のリスクを低減するため発電用原子炉の運転期間を制限することとしたものである」と答弁しています。 ここでも運転期間の制限は、「利用政策」ではなく、安全規制の政策として導入されたことは明らかです。
「運転期間は利用政策の問題」は事実に反します。 「運転期間」

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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は規制の問題です。◆「40年原則」は、原発の設計寿命、技術的評価も踏まえて決められました。 パブコメの対象文書の前文では、「令和2年7月29日に『発電用原子炉施設の利用をどのくらいの期間認めることとするかは、原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない』との見解」に立っていると表明しています。 しかし
この見解・立場は、根本的に誤っています。以下の国会議員の質問主意書と政府の答弁から明らかです。 辻元清美議員が提出した質問主意書に対して、2022年12月20日に政府が答弁書を出しました。そこでは、原発の運転期間「原則40年」は、原発の設計寿命と中性子照射による原子炉圧力容器の脆化等の技術的見地からも定められたものだと述べられています。 「40年原則」は、「政策判断」（利用側の問題というパブコメの立場は事実に反します。
前文「政策判断にほかならず」という姿勢について規制委が結果に責任を持ちたくない気持ちはよくわかる。だが、そういう事態が起こるリスクを最小にする方法がある。それは審査の基準を最も厳格にすることだ。委員の多数決ではなく全員一致で判断する。こうすれば、事故が起こる確率はかなり低くできる。規制委
が本来の役割を果たしつつ身を守る方法はそれしかない。多くの国民が支持するであろう。政府ではなく、国民のために仕事をしてほしい。
耐用年数30年で設計されている発電用原子炉をさらに継続して運転することについては反対の意見を表明させていただいた上で「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」に対する意見を述べさせていただきます。原子炉そのものはある

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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程度の余力を持って設計がされていると想像しますが、その周辺の配管や装置も同様に設計されているといえるのか率直に疑問を感じています。装置や機器の劣化は耐用年数を超えると劣化の状況が急速に進みます。配管内部の劣化はどのように測定するのか、測定したとしてそれが有効かどうかの検証は、その内部を直接撮影するなどの視認が必要ではないでしょうか。また、原子炉そのものの劣化をどのように測定するのか。
設計耐用年数に関して どんな機械も設計段階で、耐用年数を想定する。原発はどうか。福島第1原発3号機を増設する際の申請資料（1970年1月）には「当社（東京電力）は発電所の耐用年数を30年として指示したが、メーカーは主要機器の設計耐用年数を40年としている」との記述がある。日本原子力発電の東海第2原発（国内初の商用原発）の申請資料（72年12月）では、「寿命末期つまり40年後」との記述がある。国内で最も新しい原発である北海道電力の泊原発3号機の申請資料（00年11月）では、婉曲な記載だが原子炉容器の想定中性子照射量として「40定格負荷相当年時点」の数値が記述されている。原子炉格納容器内部では核分裂反応によって常に中性子線が放出（照射）されている。定格負荷
相当年とは、100％出力で連続運転したと仮定して計算した年数のことで、実際の運転期間とは違うが、おおむね日本の原発は40
年稼働を基準に設計されてきたことがうかがえる。つまり、40年という寿命の設定に根拠は存在する。身近にある機械と同じく、原発も設計寿命が来たからといってすぐ壊れるわけではない。このため原子力規制委員会は「将来的な劣化の進展については、個
別の施設ごとに、機器等の種類に応じて、科学的・技術的に評価を行うことができる」としているが、山中伸介・原子力規制委員

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
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会委員長は「（経年化が進むほど）基準適合性に関する立証というのはかなり困難になってくる」と発言している。 劣化が進めば進むほど、故障する可能性は増える。また、設計そのものの古さも問題になってくる。現在、運転開始から40年を迎えた、または迎えようとしている原発が設計されたのは70年代であり、その時代の設計と現代の設計を比べれば、古びていることは否めない。 設計耐用年数の観点からも、原発の運転延長や実質的な規制はずしは、危険だ。
原発を構成する設備や機器の設計寿命が40年とされているのに、運転延長を認めることはできるのですか。初代原子力規制委員会
委員長田中俊一氏は「40年運転制限性は、古い原子力発電所の安全性をするために必要な制度」と言われています。原子炉圧力容器の劣化などの評価をする監視試験片は、運転期間40年を前提として入れられているので、その後の評価はどのようにして安全を確認できるのでしょうか。
高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）令和４ ➢ 同上
年12月21日 「令和４年12月16日に開催された総合資源エネルギ ➢ 原子力規制庁と資源エネルギー庁との面談については、高経ー調査会第52回基本政策分科会において、利用政策の観点から運年化した原子炉に関する安全規制について事前に協議した
転期間に関する制度を改正する方針が示された。これを受け、高り、指摘を受けて調整するといった行為が行われていたもの
経年化した発電用原子炉に関する必要な安全規制を引き続き厳ではありません。しかしながら、透明性を一層高める観点か
格に実施できるようにするため、原子炉等規制法に定める必要のら、令和５年１月２５日の原子力規制委員会で、「原子力規制
ある法的な枠組みは、以下のとおりである」 とある。１２月１
委員会の業務運営の透明性の確保のための方針」を改正し、原６日に示された経産省エネ庁の審議会で示された方針を受けて子力利用の推進に係る事務を所掌する行政組織との面談につの規制委員会の方針が、２１日に示されたとは、一体どういうこいて議事要旨等を公開することとしました。
となのだろうか。原子力資料情報室が記者会見をして、朝日新聞の今朝の社説にもあるように、前から経産省エネ庁と規制庁の間

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
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で打ち合わせが行われたということだろう。これは規制委員会の存続に関わる大問題であり、「頭の体操」だからといって許されることではない。このパブリックコメント募集はいったん撤回
し、このような「頭の体操」が行われた経緯を調査、公表し、規制委員会が決して「虜」となっていないことを明らかにすべきだ。
その後に「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要
案」を改めて公表することを求める。
規制員会の独立性，透明性については，従来から疑義を感じていましたが，今回の運転延長を決めた経緯は行政（経産省）と一体であり，独立性を放棄するものである．
規制側と推進側が癒着してまとめたデタラメの案は即時撤回すべき。
運転期間に関する制度改定の準備を、原子力規制委員会による検討指示以前の昨年7月から原子力規制庁とエネ庁の間で密かに行っていたことは、規制機関と利用機関の癒着である。また、このことは、原子力規制委員会による事務局（規制庁）の管理、監督が不十分であることを示している。両庁間で密かに検討していたことが明るみに出た際に、規制庁幹部は「担当者間の頭の体操」と述べたが、これは逃げ口上にすぎず、真摯な反省が見られないことも問題である。
エネ庁と事前協議するという原子力規制の独立性を失ったプロセスで提案されたものである事前密会に関連する資料を公開するまでこのパブコメは停止すべきであるそもそも このような案は破棄すべきである。
委員長が指示する前から経産省と結託して検討が進められたよ
うな案を認めてしまえば規制委員会の築いてきた信用がなし崩

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
しになります。ゼロから議論をやり直すことを求めます。
「第４８ 回原子力規制委員会（令和４年１１ 月２日）、第５１ 回原子力規制委員会（令和４年１１ 月１６ 日）、第５５回原子力規制委員会（令和４年１１ 月３０ 日）及び第５７回原子力規制委員会（令和４年１２ 月１４ 日）において高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討について委員間で討議いただいた。」とあるが、 委員間での議論に先立って、
黒川総務課長らがわかっている範囲で経産省の職員と法改定について７回議論をしている（＊）。平成二十四年法律第四十七号
原子力規制委員会設置法（＊＊） によれば、「２ 原子力規制庁の職員については、原子力利用における安全の確保のための規制の独立性を確保する観点から、原子力規制庁の幹部職員のみならずそれ以外の職員についても、原子力利用の推進に係る事務を所掌する行政組織への配置転換を認めないこととする。」「３ 原子力規制庁の職員については、原子力利用における安全の確保のための規制の独立性を確保する観点から、その職務の執行の公正さに対する国民の疑惑又は不信を招くような再就職を規制することとするものとする。」とある。これは官庁内での移動および再就職にしか言及していないが、規制の独立性を確保することが主眼であり、原子力推進組織である経産省と委員会での議論に先んじて議論することは、規制の独立性を失わせ、かつ職務の執行の公正さに対する国民の疑惑又は不信を招いた。実際、経産省からの提案そのままを丸呑みする案であり、独立性をまったく無視している。このような案は廃案とすべきである。
長期施設管理計画なるものを立案し、合理的な検査間隔で技術的 ➢ 発電用原子炉の長期間の運転に伴って生ずる経年劣化の状況
な劣化評価を実施すること自体には何ら意義はないが、一応のガは、その使用履歴や保守管理の状況などにより個々に異なる

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
イドラインはあるものの具体的な検査対象、検査方法、検査間隔、ため、劣化管理に必要な措置等を原子力規制委員会があらか
評価基準なるものを発電用原子炉設置者が自ら定め、原子力規制
じめ一律に定めることは適切ではありません。
委員会はその劣化評価が適切に実施されているかどうかを確認 ➢ このため、新たに導入しようとする制度では、発電用原子炉設する仕組みとなっているプロセスに懸念を持つ。長期施設管理計
置者自らが、発電用原子炉施設の劣化の状況を的確に把握し、画そのものは地球規模での生命や環境の保全の観点より規制すその結果に基づいて必要な劣化管理の措置等を定めた長期施る側の原子力規制委員会が専門家の知見をもとにこれを立案し、設管理計画を作成することを義務付けるとともに、原子力規遵守するように原子炉設置者に対して命令すべきものと考える。
制委員会がその妥当性を科学的技術的見地から個々に確認
経済的理由などからコストをかけずに長期利用を促進したい原し、認可の可否を厳正に判断することとしています。
子炉設置者側の思惑で長期施設管理計画の中身が緩いものにな ➢ 新たな制度では、長期施設管理計画の認可を受けなければ高り、本来の役目を100%果たすことができなくなる可能性を真に危経年化した発電用原子炉を運転することはできません。また、惧するものです。
原子力規制委員会が行う原子力規制検査などによって、発電用原子炉設置者が長期施設管理計画に定めた劣化管理の措置
事業者の点検や老朽化評価には限界がある。老朽化すればするほを十分に講じていないことが明らかとなった場合には、当該
ど、原子炉や各部品の劣化に関するデータは減少し、精度は落ち
発電用原子炉設置者に対し原子力規制委員会が必要な措置をる。一般的に耐用年数40年を超える器具や部品は皆無で、原発の講ずるよう命令することができるようになります。
稼働いかんにかかわらず経年劣化するもので、それらすべてが万全に更新され、細部にわたり老朽化評価をすることは不可能と思 ➢ よって、原案のとおりとします。
われる。同様に原子力規制委員会の万全な審査も不可能と思われる。審査をしても安全性は担保できない。運転期間を原則40年とする現行の規定を残すべき。原子力規制委員会の審査は、事業者の申請を「うのみ」にするのではなく、自ら元データを確認し、事業者の検査手法に対して注文をつける厳しい審査に改善されたい。
30年を超えた原子炉の運転について、「10年を超えない期間において…長期施設管理計画(案)を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。」とありますが、これでは規制員会が点検・検査を放棄することであり、書類上問題がなけ

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
れば簡単に認可ができるという、結果だけの審査になってしまいます。従来通り、実地での厳格な検査を、特に高経年化の原発には実施すべきです。 以下10までの内容及び全般的内容について、規制委が老朽原発について安全性の立証がますます困難になるというように読み取れます。反原発の専門家の意見にも耳を傾け、最新の知見を踏まえた判断基準の再検討をし、それまでは老朽原発の停止を規制委が率先して発言すべきと考えます。こういった見方からも、安全規制としての40年ルールを撤廃すべきではありません。
劣化評価はあくまでも評価であって、実際の原発の構造物や装置類を評価しているわけではありません。事業者が作成する「劣化を管理するための措置」で、適合しないものを作るわけがありません。規制委は、実際にある構造物や装置類について、事業者の評価が正しく成されているのかどうかを、自ら調査し、分析し、判定する技術能力とノウハウが必要です。しかし今の規制委や規制庁のその能力があるとは到底考えられず、結局は事業者側の行う評価を覆すような評価はできないと思います。
老朽化した設備の事故を未然に防止する方策として、安全に関わる全ての部材とそれぞれに考えられる全ての損傷要因をリストアップした上で、各部材の残寿命を把握して事前に手を打つ予防
保全(いわゆる信頼性中心保全またはRCM）を徹底的に実施するしかない。そうしないと笹子トンネル事故のように思いもよらない部材の劣化により大事故が発生するリスクを防止することは不可能であり、このリスクをゼロにできない以上、一定の年数経過後に（設計時に想定した耐用年数を超える場合は必ず）廃棄すべ
きである。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
検査・点検はアクセスが可能な箇所に限定される。機器、機械、配管、電気、計装、基礎、建屋等々の膨大な設備、材料、部品類を適切に検査、評価そして必要に応じた補修や取替を完璧に実施することは不可能である。2004年8月、運転開始後28年目に美浜
3号機で発生した復水配管破損事故（熱湯を浴びて作業員5名死亡）は配管の摩耗による破損であり、設計ならびに肉厚管理の不備によるものであった。不備の予測とメンテナンスの効果には限界があり、経年と共にそのリスクは高まる。
事業者の点検や老朽化評価には、限界があると考えられます。専門家もそういってます。とても、点検を重ねたからと言って、また、使っていなかったからといって、老朽化が止まるわけではありません。どう考えても無謀です。
「４．長期施設管理計画を策定し、又は変更しようとするときは、 ➢ 高経年化した発電用原子炉の劣化管理を適切に行うためにその変更が軽微なものである場合を除き、発電用原子炉施設の劣は、劣化状況の把握とそれに基づく劣化予測、すなわち「劣化化の状況に関する技術的な評価（劣化評価）を実施しなければな
評価」が適切なものであることが重要です。このため、長期施らないものとする。」について。 長期管理施設計画を策定しな
設管理計画を新たに作成するときや、既に認可を受けた長期
ければ運転は継続できないはずだが、変更が軽微である場合は技施設管理計画に記載された劣化管理に関する重要な事項を変術的な劣化評価をする必要がないとしています。これは意味が分更しようとするときは、劣化評価を実施するよう義務付ける
かりません。 軽微であるとは、事業者が判断して良いのですか。
こととしています。このような考え方を基本として、具体的に
そして、３０年を過ぎて１０年後が迫る時期でも、策定する内容
どのような場合に劣化評価を実施するのかについては、今後が前回と同様であれば評価を実施しなくて良いことになります。
規則やガイド等で定めることとしています。
それでも延長を認めるとの考え方に立つのですか。いったいこの ➢ また、劣化評価の方法を変更しようとする場合など、認可を受規定は何を想定しているのですか。これでは事業者は常に「軽微けた長期施設管理計画に記載された劣化管理に関する重要なだ」として、申請をしなくても延長可能であると判断するでしょ
事項を変更しようとするときは、改めて原子力規制委員会のう。しかも規制庁側には、申請がないから延長を認めないとする認可を受ける必要があります。また、長期施設管理計画の変更
法的根拠がなく（原子炉等規制法上では規定されない）いくらでのうち軽微なものについては届出が必要となりますが、仮に、

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
も運転可能です。これは規制の放棄ですが、趣旨を含めて明らか
発電用原子炉設置者が軽微な変更であると判断して長期施設にすべきです。
管理計画の変更を届け出た場合でも、その変更後の計画が不適切なものと認められるときは、原子力規制委員会は変更を「劣化評価」をどのように実施するのか示されていない。そもそ命ずるなど必要な措置を行うことになります。
も分解のできない格納容器の劣化評価は不可能である。
長期施設管理計画を認可するための裏付けとなる、劣化評価に何 ➢ なお、長期施設管理計画の変更のうちどのようなものが軽微に該当するかは、今後原子力規制委員会規則で定めることとを求めるのかについて言及説明していない。
しています。
「その変更が軽微である場合・・・」この１文は削除するべき。
「軽微」であるかどうかは、事業者ではなく、規制委員会が判断 ➢ 長期施設管理計画は10年を超える期間で認可を受けることができず、同期間が満了したときは改めて長期施設管理計画をすべき事柄で、それは技術評価をしなければ判断できないはず。
作成し原子力規制委員会の認可を受ける必要があります。仮
何故なら事業者は利益第一で認可させようとする力が働く。さらに劣化評価の内容が全く同一であったとしても新たに長期施に一旦稼働すれば事業者の意志に反して止めることは困難だ。と設管理計画を作成し認可を受ける必要があり、このためにはいうことは事業者は稼働させることを最優先に何でもするであ
改めて劣化評価を行う必要があります。
ろう。性善説ではいけない。
「軽微」なものがなにを指すのかわからない。電力会社の判断に ➢ よって、原案のとおりとします。
よるものだとすれば意味がない。
軽微か否かの判定基準を明確にすべきであるが、認可したものを変更するのであるから軽微なものでも除外すべきではない。
軽微な変更は認可でなく届け出で良いとされていますが、当初の設計期間を超えて運転することは当然リスクが高い状態であり、軽微の範囲も誰が判断するかも明記されていない本項を適用す
れば、事業者が安全よりも利益を優先することが可能な状態を作り出してしまうと考えるため。
「軽微な変更」は届け出のみとされているが、「軽微」か否かを誰が判断するのか。送電コード1本でも劣化すれば重大事故につながると思われるが規制委員会はどうやって安全性を担保する
のか。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
２. 「10年を超えない期間」どんな原発でも、一律「10年を超 ➢ 新たな制度は現行の２つの制度（高経年化技術評価と運転期
えない期間」を申請できるのは、科学的ではない。何故9年、8年間延長認可）を統合するものですが、両者のうち、より期間のではなく10年なのか説明がつかない。例えば、玄海1号機の炉内
短い高経年化技術評価では、その認可の対象となる期間を10には中性子による脆化を測定する金属片が入っていた。その調査年としていることから、新たな制度においても10年以内の期で、脆化が予想よりも速いことがわかった。柏崎刈羽の全ての炉間としています。
にも同様の金属片が入っている。脆化の程度は調査してみなけれ ➢ また、国際原子力機関（IAEA）が定める安全基準（SSG-25）は、
ば分からないではないか。脆化だけではなく同様なことはあるだ
重要な劣化事象の兆候を的確に把握し、国内外の最新の科学
ろう。たとえ、10年という申請があったとしても、審査で「後5的知見を適時に反映する等の観点から、最長でも10年ごとの年」という判断もできるようにするべきだ。経済的メリットを考評価が適当であるとしており、10年を超えた場合には、安全上えるのは事業者だ。規制委の決定でどうするかは事業者に任せれ重要な問題の特定が遅れ、得られた科学的知見を適時に反映ば良い。
する機会が失われる可能性があるとしています。新たな制度において「10年を超えない期間」としているのは、このような現行の制度の10年ごとではなく、10年を『超えない』期間とした
国際的に確立された考え方に照らしても、適切なものであるのはなぜか。現行の制度や民間規格では10年ごとに評価を行い、と考えています。
次の評価までの健全性が担保できない場合は追加保全策などを
長期施設管理方針として定めて保安規定に反映することを要求 ➢ 長期施設管理計画では、発電用原子炉設置者自らが発電用原
子炉施設の劣化の状況を点検等により把握し、適切な方法にしている。また、評価に影響のある運転経験や最新知見が出てきよる劣化評価を実施して、運転に伴って生ずる設備等の劣化た場合、再評価する事も定められている。以上の事から、現行制の影響を考慮しても技術基準適合性を維持できる期間を定め度においても評価時点で予見性が不十分だった場合も、対応が可
ますが、それらの内容を記載した長期施設管理計画が認可の能であり、暦年で10年ごとの評価・認可でも安全上の問題が起こ基準に適合していることが確認できない場合には、原子力規るとは考えられない。原子力規制委員会の議論では現行制度と比制委員会は、申請された同計画の期間を短縮して認可するの較して新制度は厳しくなる旨の発言があったが、10年ごとに運転ではなく、同計画を認可しないこととしています。この場合、経験や最新知見を反映しながら評価する、現行の高経年化技術評
発電用原子炉設置者は、同計画の期間などの内容を見直し、改価でも物理的な経年劣化は十分評価・管理できている。過度に厳めて申請又は補正をして認可を受けるまでの間は、発電用原
しい規制は事業者の自主的安全性向上の機会を奪い、安全性向上
子炉を運転することはできません。
に寄与しない可能性がある。規制を厳しくするのであれば、リス➢ よって、原案のとおりとします。
ク情報などを活用し、合理的に行う必要があると考える。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
１．内容案には「運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転し ➢ なお、この制度とは別に、発電用原子炉設置者には、発電用原ようとするときは、10年を超えない期間における…原子力規制委
子炉施設を技術上の基準に常に適合させるように維持するこ員会の認可を受けなければならないものとする」とあるが、これとが義務付けられており、その発電用原子炉施設が技術上のまでも運転期間30年を超える場合は高経年化技術評価制度によ基準に適合していることを定期事業者検査により確認するこって10年ごとの認可が行われている。今回の案はさも規制を強化とが求められています。
したかのように見せかけるためのものではないのか。
もともと運転期間30年を超える原発に対しては高経年化技術評
価制度として、10年ごとの認可が行われていた。今回の制度は、従来の制度の焼き直しに過ぎず、決して厳格化されていない。
１．「運転開始後３０年を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、１０年を超えない期間における発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称）を策定し、原子力規制委員会の許可を受けなければならないとする。」とありますが、１０年では幅がありすぎると思います。３０年という期間も、専門家による資材や機器の劣化想定から導き出されたものですから、その期間を過ぎた施設については、１年ごとというような厳しい管理計画が望ましいのではないかと思います。
保安基準への適合性を確認するために２年毎（新車３年）の車両検査が法律で義務付けられているが、一旦事故が発生すれば地球
生命や環境に対して車両よりもはるかに甚大な影響を与え得る
発電用原子炉の検査期間が「１０年を超えない期間」という表現になっているのは理解できない。もっとより頻繁に検査して安全を担保すべきではと考えます。
10年を超えない期間ではなく、もっと頻繁に関与するべきだと考えます。
高経年化した原子炉を使用可能にすることは反対です。運転開始

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
３０年を超えて運転する場合、１０年を超えない期間ごとに、となっていますが、２年ごとくらいには点検が必要なのではないでしょうか。
現行制度は 長期施設管理方針なるものが存在し 長期施設管理 ➢ 新たな制度で作成が義務付けられる長期施設管理計画には、計画（仮称）制定による実務影響が見通せない 両者比較し 変更
現行の長期施設管理方針の内容に加えて、発電用原子炉施設
部位を明白化願いたいの劣化の状態を把握するための点検等の方法及び結果、経年劣化に関する技術的な評価の方法及び結果、10年を超えない「長期施設管理計画」については広く国民に開示することを義務
期間ごとの劣化管理の方法等を記載することとしています。
付けるべきである。全体を通して劣化評価に基づき判断することとしているが、劣化評価そのものについて、国民が納得しうる情 ➢ 新たな制度は現行の２制度を統合するものであることから、
長期施設管理計画の認可の基準は、現行２制度における認可報開示と説明が必要である。耐用年数30年という設計の限界を超の基準を引き続き適用することを基本としています。その上えて運転を継続するのであるから、原子力規制委員会が認可するで、具体的な基準は原子力規制委員会規則等で定めることとための根拠を広く国民に開示すべきである。30年を超えて運転しなるため、今後原子力規制委員会において検討・決定することた場合に後から検証に耐えうる様々な記録を保持・開示すべきでとしています。また、今後改正する規則等が行政手続法に規定ある。
する命令等に該当する場合には、同法に基づく意見公募手続「発電用原子炉施設の劣化を管理する措置が災害の防止上の支きを実施することとなります。
障がないこと、」を削除する。例えば、長期計画の申請書類の中に虚偽が明らかになった時に、すでに稼働していれば、電力供給 ➢ なお、新たな制度においても、現行と同様に、設置許可を受けた品質マネジメントシステムに従って劣化評価等の活動がなが止まるという理由があれば、停止を伴う劣化管理はしなくて良されていることを確認することとなります。
いことになる。これは原子炉に新たなリスクが見つかった場合
や、津波等の新たな想定が出てきた時等が考えられる。安全性に ➢ また、申請された長期施設管理計画の審査は公開会合で行うなど、他の審査と同様に透明性を確保することとしています。
関しては、事業者の逃げ道を作ってはいけない。
「災害の防止上支障がないもの」とは、どのような異常事態が生 ➢ よって、原案のとおりとします。
じても、発電用原子炉施設内の放射性物質が外部の環境に放出されることは絶対にないといった達成不可能な安全性をいうものではなく、発電用原子炉施設の位置、構造及び設備が相対的安全性を前提とした安全性を備えていることをいうものと解するの

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
が相当である。 この安全性を具体的な水準として捉えようとす
るならば、原子力規制委員会が、時々の最新の科学技術水準に従い、かつ、社会がどの程度の危険までを容認するかなどの事情をも見定めて、専門技術的裁量により選び取るほかはなく、原子炉等規制法は、設置許可に係る審査につき原子力規制委員会に専門
技術的裁量を付与するに当たり、この選択をも委ねたものと解すべきである。」 この部分において、原子力規制委員会が、「社会がどの程度の危険までを容認するかなどの事情をも見定め」ることとされているが、原子力規制委員会は、「社会が容認する危険の程度」を、一般に問いかけたことがあるのか。
“災害の防止上支障がないものである”は理解が困難です。平易な表現に見直し下さい。“災害の防止に有効である”との意味で
しょうか？
「発電用原子炉施設の劣化を管理する措置が災害の防止上の支障がないこと、」の条件追加。
「かつ想定される劣化管理措置に支障をきたす災害はメルトダウン以上の災害であること」
概要の6.について、PWRとBWRでは制御棒の挿入方法等原子炉の安全性が異なるから、それぞれの炉型に合った基準を策定するべきである。とりわけ、福島第一原発と同じBWRについては、PWRよりもより厳格な基準とすべきである。
長期施設管理計画の認可の基準は、原子炉運用の安全確保上きわめて重要であるにもかかわらず、その基準が本項のたった数行の文言だけというのはあまりにもずさんです。これでは、何の客観的データや科学的根拠を示すことなく、ただ基準を満たしていると言い張るだけで認可が可能となります。したがって、長期施設
管理計画の認可の基準は、客観的かつ定量的かつ科学的基準を別

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
途規定し、それに従うとしてください。また、長期施設管理計画の認可の条件として、原子力規制委員会のみによる調査では客観性が不十分と考えます。そもそも、原子力発電の推進に賛成する
意見のみではなく、原子力発電の安全性を不安視し推進に反対す
る意見も存在します。その両者の立場に基づいたバランスのよい
長期施設管理計画の認可の実行が保証されるような規定には見えません。したがって、原子力発電の推進に賛成する立場と反対する立場の両者で構成される組織による調査と承認を長期施設
管理計画の認可の条件に加えるべきです。
施設の設計寿命を超えて、プラントの全てに渡り、高経年変化（劣化）評価が行えるほどの技術的・科学的知見が示されておらず、認可の基準が根拠なきものになる可能性が高い。したがって運転
期間を原則40年とする規定を外そうとする本文章の撤回を求める。
６．によれば、長期施設管理計画の認可要件に、設置許可との整合性は含まれていません。長期施設管理計画の品質管理上の担保を取るには、設置許可との整合性を確認すべきではありませんか。さらに、設置許可の中に、長期施設管理計画に係る基本的な運用の枠組みを定め、その許可を受けた上で、長期施設管理計画の認可を受ける制度とすべきではないかと考えます。
原子炉施設の劣化を管理する計画策定には、技術的判断だけでな
く経済的な判断が必ず入る福島原発では津波対策の堤防コストと経済効果に基づき、原子炉についての知識がない経営者が判断を行い、あのような惨事を招いた堤防コストだけに目が行き、意思決定後は、全停電や建物の対策など、堤防以外で被害を最小化する計画立案をしないなど、安全に関するセンスが全くない意思

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
決定が過去に行われていた計画の承認だけではなく、劣化を管理する計画策定までのプロセスと意思決定者の資格要件と責任(場合によっては刑事責任・民事責任)について規制委員会が審議し、それに基づいて作成された計画を承認する仕組みがないと、また
福島原発と同じことが発生する計画策定プロセスを規制しないで、計画だけ見てもウソは見抜けないし、その過程の記録がないと、大事故があった時の責任者が曖昧になる福島原発のように、誰も責任を問われない仕組みをまた実施するつもりなのか?政策や意図はある程度理解するが、誰も責任を取らない仕組みで進めてもらっては困る
長期施設管理においては、先日報道のあった関西電力のように、国家資格の不正取得などの問題もあります。この、「施設管理を行う側の知識が正しいかどうか不明である」という問題は、原子力規制委員会が規制を行う方向に向いているのかという問題と地続きではないかと愚考します。
1，2に規定されている10年ごとの長期施設管理計画を提出、原子 ➢ 新たな制度では、運転開始後30年を超えて運転しようとする
力規制委員会の認可を受ければ、際限なく、原子炉の運転を延長
発電用原子炉について、10年を超えない期間ごとに、安全上重できる規定に反対いたします。理由として、今の原発はその大部
要な機器等について劣化評価を行い、同期間の運転に伴って分の施設の設計を寿命40年で計算し設計されています。設備によ生ずる劣化を考慮しても技術基準適合性を維持できる見込みっては余裕度が40年を越えて、見直し時点でも十分なものがあるがあるかどうかを、科学的技術的見地から厳格に確認するこかもしれませんが、それとていつかは寿命がくるものです。それととしています。その結果、同期間にわたって基準適合性を維
なのに、個々の設備の設計的余裕度も考慮せず、10年ごとの確認
持できるものと認められるときでなければ原子力規制委員会でOKだとするのには余りに技術的に稚拙です。バスタブ曲線で知の認可を受けることはできず、運転を継続することはできまられるように、設計基準を越えてからは急速に故障確率が上昇しせん。したがって、新たな制度は発電用原子炉の運転を無期限ていきます。今回の安全規制変更案のようなマクロ的で単純な規に保証するものではありません。
制改定は決して安全を担保しているとは言えないと思います。基 ➢ そして、基準適合性が確保される見込みがあると認められる

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
準に対して安全を保証する立場にある規制委員会の専門家とし場合にその発電用原子炉の運転をどのくらいの期間認めるこてのプライドを持ってください。もっと専門的な技術的に高度なととするかは、原子力利用の在り方に関する政策判断にほか規制を期待します。それが難しいのでしたら、今の運転期限を変ならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない
えないでください。
と考えます。
概要（案）の「運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転しよ ➢ よって、原案のとおりとします。
うとするときは、10年を超えない期間における発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称））を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする」は一見、安全性が高まったように見えますが、10年を複数回、重ねると40年を超えることが可能となり、かえって科学的、技術的安全性の確保が難しくなるものと思われます。原発の複雑な機器、配管、電気ケーブル、ポンプ、弁などの各部品や材料が、時間の経緯とともに劣化等は言うまでもなく確認されていることは承知していますが、それにしても複雑で限度があるものと思われます。また交換ができないものがある場合はどう評価するのでしょう。設計が古いことによる構造的な欠陥があるとしたら対処のしようがない可能性があるということ。中性子をあびてもろく
なる原子炉圧力容器をどこまで厳密に評価して認可、却下の判断が可能なのか。原子力発電所は第二次世界大戦後に導入されたものであり、老朽化すればするほど、原子炉や各部品の劣化に関するデータは少なくなり、評価の精度が落ちる可能性は否定できないものと思われます。運転期間原則40年とする規定に立ち返り守って頂きたいと思います。
まず、３０年ごとに長期管理計画を策定し許可を得るとの方法
は、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則 第82条に基づき実施されている「高経年化技術評価」により、一元的に実施

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
されると考えられます。さらに、「２」において「長期施設管理
計画の期間を超えて発電用原子炉を運転しようとするとき」に、
１０年毎に長期管理計画を策定して規制委に許可を得るとしていますが、これに回数の制限が設けられていないため、事実上６０年を超える運転が可能となっています。 現在は、高経年化技
術評価に加えて延長運転申請を行うことで、多重の安全性確保体制を敷いているところ、変更後には、規制において運転上限を決めないため、現状からの大きな後退です。さらに、安全基準を引き下げた後の安全確保の体制は、現状の規制庁の体制では困難であると考えます。

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１と２を繰り返せば無制限に延長可能となる。現在の４０年よりも危険が増加しないという科学的な根拠がない限り、４０年を上限とすべきである。
原則40年としてきた運転期間を無限に引き延ばすことになる。人が行う評価（規制側、事業者側とも）には限界がありすべての危険性を予見することはできない。この改定案では、事故が起こるまで運転期間を引き延ばす結果に結びつくので、改定を中止する
べきと思う。
２．「これ以降も、同様とする。」という文言は、３０年超えの後、１０年毎に繰り返し審査を受けて認可をされると、何年でも際限なく稼働ができるということに解釈されてしまう恐れがあります。この文言は、運転期間の無期限延長を可能にもする、無責任な規定だと考えます。
１、２項で定義されている10年ごとの長期施設管理計画の策定とその承認で、永遠に原発稼働を容認するような、あまりにも単純

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
な、繰り返しの検査・確認では、高経年化した原子炉の安全性は担保できないと思うからです。運転開始後30年を越えての10年ごとの管理計画の提出とその承認は今まで行ってきたことですし、
美浜・高浜原発でやっと40年越えの原発運転が始まったばかりなのに、その劣化検討も開始されない現時点で、このような単純な10年ごとの作業の繰り返しで永遠の運転を保証するような制度の変更は考えられません。「安全神話からの脱却」、「安全性の確保を大前提に」という言葉が白々しく聞こえてきます。「まだ懲りてないのか」とすら思えます。普通、設計期間を越えた装置
は、時間経過と共にあちこちにガタがくることは身の回りの機械で経験しているところです。寧ろ、設計期限である40年を越えてからは、10年、5年、3年とそのチェック期間を短くして、劣化具合を詳細に点検、把握、補修すべきではないでしょうか？
項目１長期施設管理計画さえ提出すれば３０年を越えて運転できることになり、ハードルが低すぎる。そもそも３０年を越えても安全に運転することのできる根拠を明確に示すべきである。該
当箇所 ３ページ 項目２上と同様な問題を孕んでいる。これでは長期施設管理計画さえ提出すればいつまでも運転できることになる。
本文書では、認可を受けさえすれば発電用原子炉の無制限の運転延長が可能という趣旨になっているが、仕様上、健全に運転できることが担保されているのは、設計時に想定した耐用年数の期間に限られるので、それを超えた運転延長を認めるべきではない。
設計の古さまで配慮された素晴らしい案だと思いますが、意見を ➢ 御指摘の「特別点検」は、現行制度において、運転開始後40年述べます。
40年を超す前に実施させていた特別点検が消えたようを経過する日までに行う高経年化技術評価（40年目）のためにに見えます。原子炉容器の炉心領域部母材全域を検査することは実施する必要がある点検に加えて、同40年目の運転期間延長

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
欧州で観察された水素白点問題の心配を一蹴させたものでした
認可申請の際に実施する必要がある点検であり、両者はいずし、アンダークラッドクラッキングの懸念も払拭させた良い検査
れも、劣化評価を行う際の前提となる劣化状況把握のために指示だったと考えています。新制度移行時にはどうなるのでしょ
必要となるものです。
うか。
➢ 新たな制度はこれら現行の２制度を統合するものであり、劣化評価の方法などの技術的内容は、同60年を超えない範囲に「40年ルール（運転40年で原則廃炉、20年延長は例外中の例外）」
ついては変更する必要はないと判断しています。したがって、を堅持し、40年の特別点検の抜本的強化を求めます。また、40年
新たな制度においても、従来実施してきた「特別点検」の技術時点の特別点検がどのように改変されるのか、その具体的内容を的な意義や目的が変わることはありません。
明示した上でパブリックコメントをやり直すべきです。理由 項
目6では、「長期施設管理計画の認可の基準は、劣化評価が適確に ➢ すなわち、新たな制度では、運転開始後40年を超えて運転しようとする発電用原子炉について初めて長期施設管理計画の認実施されていること、発電用原子炉施設の劣化を管理するための可を受けようとする場合には、原則として同40年を経過する措置が災害の防止上支障がないものであること及び計画の期間日までに、現行の「特別点検」と同等の点検を実施することににおいて生じる劣化を考慮しても技術基準に適合することのいなります。
ずれにも適合していることとする。」としていますが、「災害の防止上支障がない」との基準は「高経年化技術評価」であり、「劣 ➢ なお、同60年を超えて運転しようとする発電用原子炉に関する劣化評価の方法等については、今後、原子力規制委員会にお化を考慮しても技術基準に適合すること」との基準は「運転期間いて議論していくこととしています。
延長認可」です。ところが、その前提となる項目１と２に基づけば、30年時点での認可後、「運転開始後40年を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、10年を超えない期間における発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称））を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければな
らない」ことになり、10年先の「50年運転時点」までの技術基準適合性評価になります。これは、現在の運転40年までに20年先の「60年運転時点」までの技術基準適合性評価とは明らかに異なります。また、「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」に定められた「申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のための点検」（以

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
下「特別点検」という。）が、項目6の「劣化評価」とも異なり、「特別点検」の中身が弱められるのではないかと危惧されます。
「40年ルール（運転40年で原則廃炉、20年延長は例外中の例外）」
は福島事故を踏まえた国民の意思を反映させた原則であり、これを堅持し、延長する場合には例外中の例外とするにふさわしい「40年時点での特別点検」の抜本的強化を求めます。また、現在の案には、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」第四十三条の三の三十二（運転の期間等）の変更に伴い、「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」第百十三条および第百十四条が変更され、さらには、「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」も変更されるにもかかわらず、それらには一切言及されていません。法律が変更されることに伴う40年時点での特別点検がどのように変えられるのかについて国民への説明が一切ないままに、このような法律の変更だ
けに留めたパブリックコメントを行うのは、重大な変更内容を隠蔽するに等しいのではないでしょうか。法律変更後に規則以下を検討するというのは、国民だましもいいところではないでしょうか。40年ルールをどのように変更しようとしているのかについて、明確にした上で、パブリックコメントをやり直すべきです。
60年を超える老朽原発の劣化状況の把握、劣化予測の方法は全く決まっていません。現行では、20 年延長の場合には、40 年目に、建屋のコンクリートをくり抜いて「特別点検」を行っています。これもどうなるか分かりません。
60年を超えて運転している原発は世界に１基もない 「60年以降の安全規制の内容は今後検討する」として無責任に60年超え運転を認めることは許されない。 規制委員会は、60年超えの運転も

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
認めるとしています。しかし、60年を超えて運転する場合の安全規制の内容は「今後検討する」というだけです。60年を超えて運転している原発は世界に１基もありません。60年超えの老朽原発の劣化状況の把握、劣化予測の手法等は白紙の状態です。これでは、60年超えの原発の安全審査ができるかどうかも、本来分からないはずです。それにもかかわらず、60年超えの運転も認めるとの態度は無責任そのものです。
60年超えの運転を認めることは撤回すべきです。
法律と規則を区別されるのは理解できるものの、同じ技術評価と ➢ 新旧制度間の円滑な移行を図るため、移行期間において、現行審査を再度実施されるのは、事業者だけでなく、規制庁にも貴重制度の下で実施した高経年化技術評価等の結果を活用して合な資源を無駄にするだけではないでしょうか。第４３条３の３２
理的な審査が行えるよう、所要の経過措置を設けることとしにある、「一回限り」の４文字を削除するだけで十分ではないでています。
しょうか。厳しいバックフィット制度が堅持され、バックフィッ ➢ 新たな制度は現行の２制度を統合するものであり、劣化評価
トした案件に関わる機器・構築物に関する劣化評価にも反映させの方法などの技術的内容は、運転開始後60年を超えない範囲
るとあるので、これで十分ではないでしょうか。規制庁も事業者については現行制度から変更する必要はないと判断していまも無駄な資源を使わず、それを最新知見の収集と反映に向けた方す。したがって、現行制度において既に基準適合性が確認されが原子力発電の安全性向上には大切なことではないでしょうか。
た期間は、その内容について改めて最初から審査をやり直す
ことは合理的でないと考えています。
11項の記載で、まだ抜け道を事業者に用意するのかという印象さ➢ 他方で、新たな制度と現行の２制度はその法令上の位置付け
え抱きます。
等が異なることから、現行制度で受けた認可を新たな制度に新制度の施行前に申請をして認可を受ける所の安全性が担保でおける認可とみなすことは法令上困難です。このため、新たなきないのではないかと思います。その部分を明確にしてくださ
制度が本格施行される前に、一定の期間を設けて、現行制度にい。福島の事故は未だに処理の方向性すら見いだせていない状況
おいて既に確認された内容を活用した長期施設管理計画を発をもう少し重く考えて施策を考えて頂きたいと思います。
電用原子炉設置者が作成し、あらかじめ原子力規制委員会に
１１の経過措置に関してですが、ほとんどがみなしとして許可さ申請できる仕組みを設けることとしています。
れるような文面だと感じました。
40年を超えて運転する安全性を担保するためには、延長予定の原発はしっかり再度要検査を実施 ➢ 原子力規制委員会は、この申請された長期施設管理計画が、新

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
し、安全性が問題ないと確定してからの許可が必要ではないかとたな制度で求められる要件を満たすものであるかどうかにつ思いますので、この点は、経過措置期間は、例えば一年以内にといて、現行制度において既に確認された内容を踏まえて合理
どめるなどし、その間に再度許可を得るなどの案を提案いたしま
的に審査し、その結果、認可の基準に適合すると認められる場
す。40年を超えて運転する安全性を担保するためには、延長予定
合には、新たな制度が本格施行される前に認可することとしの原発はしっかり再度要検査を実施し、安全性が問題ないと確定ています。
してからの許可が必要ではないかと思いますので、この点は、経 ➢ よって、原案のとおりとします。
過措置期間は、例えば一年以内にとどめるなどし、その間に再度許可を得るなどの案を提案いたします。
「新たな制度への円滑な移行を図るため、次のような準備行為その他所要の経過措置」として１番目に「新制度施行までの一定の期間中、あらかじめ長期施設管理計画の申請及び認可ができるものとすること」としているがこの必要はない。事業者を甘やかしてはいけない。
１および２の認可はそれぞれ４０年および５０年を超えるまでに行われなければならないことを明記し、１１の新制度施行日によっては１と２が骨抜きにされるため、新制度施工日を明記し、パブコメをやり直すべきです。
12.「運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用 ➢ 運転しようとしていない発電用原子炉については、法令上の原子炉」の項目について、反対します。 原発の運転期間は、現既存の枠組みの中で劣化管理を行うことを求めることとして在最長60年となっていますが、運転していない期間を計上しない
おり、運転していない期間において劣化管理を免除するもののは端的におかしいです。
ではありません。
休止炉は定期臨界炉と異となる脆弱性がある。案には休止炉の評 ➢ この運転しようとしていない発電用原子炉とは、規制基準への適合が確認されていない発電用原子炉（未適合炉）が該当
価項目が必要。休止炉の評価事項盛り込みを提言する。
し、規制基準に未適合であることから法令上運転することが今回のパブコメ対象文書「安全規制の概要案」の「12」では、下できず、そのままの状態では「運転しようとするとき」とはな記のように書かれています。「１２．なお、運転開始後30年を超りません。これには、適合性審査を申請していないもの、申請
えるが運転しようとしていない発電用原子炉については、この枠

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
組みの対象とせず、長期停止している発電用原子炉に関する既存はしているが審査や検査が終了していないものが含まれまの枠組み、すなわち保安規定に定める施設管理に関する特別な措す。
置の中で劣化管理を行うことを求めることとする。」この部分は、 ➢ 現行の高経年化技術評価制度において、これまで１５件の未30年を超えて運転しようとしない原発は、「長期施設管理計画」
適合炉の審査実績があります。未適合炉の場合、いずれも長期を出さなければ、それ以降一切運転はできないとのことです。し間にわたって冷温停止の状態にあるため、停止期間中も劣化
かし他方で、「長期施設管理計画」を出せば、30年を超えて現在が進展するコンクリートやケーブル等を主な対象として劣化
運転していなくても、将来再稼働の道があるということになりま評価が行われますが、その結果として、通常の施設管理に加えす。現在、再稼働のための適合性審査中の原発は10基、未申請のて劣化管理をしなければならない事項は抽出されていませ
原発は9基あります。現行ではこれらの原発は、冷温停止状態でん。このため、今後は、保安規定に定める施設管理に関する特監視すること等が定められています。これら19基、とりわけ未申
別な措置の中で当該劣化管理を行うことを求めることとして
請の９基は再稼働するのかどうかも分からない状況です。このよいます。すなわち、当該未適合炉に関する劣化管理は、その根うな状況に対して、この「12」の規定は、裏をかえせば、「長期拠となる法令の条項は変わるだけであり、今後も法令上の義
施設管理計画」を電力会社に提出させ、再稼働する意思があるこ務とされる点は変わりありません。
とを表明させるものにもなっています。ＧＸ実行会議や資源エネ ➢ なお、運転開始後30年を超えた未適合炉が規制基準に適合しルギー庁は、「既存原発の最大限活用」を掲げています。未申請
運転を再開しようとする場合は「運転しようとするとき」に該の原発を含めて再稼働させるということです。この「12」によっ当し、その使用前確認が終了するまでの間に、あらかじめ長期て、規制委員会がこの政府の政策に加担することにもなってしま
施設管理計画を申請し認可を受ける必要があります。また、利います。
用政策として定める運転期間がどのようになろうとも、原子炉等規制法に基づく安全規制として行う劣化評価において「運転しようとしていない発電用原子炉」とは運転しようとしては、運転開始後の経過年数は暦年でカウントすることとしていない発電用原子炉」とはある時点における「出力運転」に対すいます。
る事業者の当面の意志を表現したものと思いますが将来にわたって恒久的に出力運転しようとする意志が無いとの誤解を招き ➢ よって、原案のとおりとします。
かねません。「運転に必要な設置変更許可申請が行われていない
発電用原子炉」であってもその理由が出力運転しようとする意志がないとは限りませんので「運転しようとしていない発電用原子炉」と事業者の意志を一方的に決めつけてレッテル貼りをするよ

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
うな表現は不適切です。
（現状）「運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉」↓（修正案）「運転開始後30年を超えるが出力運転に必要となる設置変更許可申請が行われていない発電用原子炉」と、修正すべき。
１２．「なお、運転開始後30年を超えるが運転しようとしていな
い発電用原子炉については、この枠組みの対象とせず」としていることの根拠が不明です。関連資料49-50ページ、令和２年７月
29日「運転期間延長認可の審査と長期停止期間中の発電用原子炉
施設の経年劣化との関係に関する見解」には、「コンクリート構
造物の中性化、塩分浸透、アルカリ骨材反応、機械振動、凍結融解による強度低下、原子炉圧力容器のスタビライザ等の摩耗といった事象については、長期停止期間中もそうでない期間と同様に劣化が進展する。」とあります。この主旨をふまえれば、運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉をことさら通常の審査枠組みから除外することの意味が理解できません。したがって「１２．」は削除すべきだと考えます。
「１２．」を残すのであれば、「運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉」を枠組みから除外する理由を明示すべきです。
「運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉」も、原子炉と言う重大設備であることから当該枠組みの対象とすべきです。
「既存の枠組み」対応を求める原子炉がある様だが、このこと自体が今回の「安全規制の概要（案）」の不必要性を現しているのではないか。これらを見ても、何の為に今回の炉規法を含む安全規制の改訂をしようとしているのか分からない。目的を明らかに

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
してもう一度議論し直すべきだ。
設計時に想定されていない長期にわたる使用は、とりわけひとたび事故が起きると大きな災害となる原子炉には、不適切な判断と言わざるをえません。しかも現在長期にわたって運転を止めている原子炉については、むしろ使用していなかった時期の劣化の影
響は科学的にも未知の世界だと思われ、危険度は高いのではないでしょうか。
12番の「運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉」には「未申請炉」が入る可能性が高い。しかし、未だ申請していないだけで、これから申請をする可能性もある。「運転しようとする」「運転しようとしていない」という文言は、事業者によっても規制当局によっても恣意的な法令運用がなされる可能性が高く、不公正である。「運転開始後30年を超えた発電用原子炉」は、全てこの枠組みの対象にし、１２番は公正な法令運用のために削除すべきだ。
運転しようとしていない発電用原子炉の中には、重要な基礎の下に活断層があることが疑われているものや、大地震で被災した発電用原子炉などもある。これらの原子炉の使用済み核燃料プールにも、行き場のない使用済み核燃料が多量に保管されている。個別の事例であるが、柏崎刈羽原子力発電所の1？４号機のある荒浜側は、中越沖地震で被災しているうえに、地震で液状化するリ
スクが解消されていない。東京電力はこのような状態の1？４号
機に、再稼働を見込んでいる６、７号機の使用済み核燃料の号機間輸送を計画した時期があった。高経年化した発電用原子炉の原
子炉建屋にある使用済み核燃料プールの利用についても、評価が必要である。そして、今回、東京電力は柏崎刈羽原発３号機の審

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
査書類で２号機の審査書類の内容を流用していたことが判明した。このように、稼働しようとしていない発電用原子炉の安全確
認は、片手間でおこなわれがちである。動かす予定のない発電用
原子炉や使用済み核燃料プールの安全規制についても、そこに核燃料がある限り、厳格に行っていただきたい。
運転期間延長に当たり10年未満ごとに長期施設管理計画を策定
し認可を受けることになっているが、規制委員会の審査に要する期間を考えると、「常に計画・認可の手続中」という状態が続くことになるのではないか。現在の「再稼働待ち」プラント同様、運転もせず廃炉にもせず、ずるずると対応を先送りするプラントが増えることを危惧する。こうしたプラントは発電に寄与しない
まま、施設維持のためもっぱら電力を消費するものである。原子
炉停止中は中性子照射による劣化こそないかもしれないが、非原子力の一般プラントと同様の設備劣化は進行するため、運転停止
期間も無視するべきではない。事業者に問題先送りの口実を与えないため、潔く運転期間の上限を定め、廃炉を促すべきである。
停止中原子炉だからといって安全性が担保される保障はなく、経年劣化は免れない。むしろ、運転中の原子炉に比べ、保守・管理上の体制の手薄、油断、甘さが生じ得ることは想像に固くない。
それらに起因する評価資料の不足、散逸等も危惧される。従って、同様に厳格な安全性審査が行われるべきであり、停止中原子炉を安全規制枠組みの対象外とすべきではないと考える。
今回、東京電力は柏崎刈羽原発３号機の審査書類で２号機の審査
書類の内容を流用していたことが判明した。このように、稼働しようとしていない発電用原子炉の安全確認は、片手間でおこなわれがちである。動かす予定のない発電用原子炉や使用済み核燃料

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
プールの安全規制についても、そこに核燃料がある限り、厳格に行っていただきたい。
「７． 発電用原子炉設置者は、１．又は２．の認可を受けた長 ➢ 「発電用原子炉施設の劣化を管理するための措置」とは、劣化期施設管理計画に従って発電用原子炉施設の劣化を管理するた評価の結果に基づいて定められる、発電用原子炉施設の劣化めに必要な措置を講ずるものとする。その講ずべき措置の実施状を管理するための点検・保守等の保安活動全般を指します。
況を原子力規制委員会が行う原子力規制検査の対象とする。」と ➢ 発電用原子炉の長期間の運転に伴って生ずる経年劣化の状況
あるが、「発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置」
は、その使用履歴や保守管理の状況などにより個々に異なるの評価をだれが行うのか、それが適切ではなかった場合の対応のため、発電用原子炉設置者自らが、発電用原子炉施設の劣化の記述がない。
状況を的確に把握し、その結果に基づいて劣化管理に必要な措置等を定めることとなります。
「７． 発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置」とあるがそれが何を指すかについても国民に対してわかりやす ➢ 原子力規制委員会は、その妥当性を科学的技術的見地から個々に確認し、認可基準に適合するものであるかを厳正に判く納得できる説明が必要である。
断することとしています。
８．にある「認可を受けた長期施設管理計画が６．の基準に適合 ➢ 認可を受けた長期施設管理計画が認可の基準に適合していなしないと認めるとき」とは、どんなときを想定するのでしょう。
い、又は、認可を受けた長期施設管理計画に従って必要な措置
長期施設管理計画が６．の基準に適合に適合しないのであれば認が講じられていないと認められるときは、原子力規制委員会
可はされませんし、一度認可した後で、長期施設管理計画が基準
が発電用原子炉設置者に対して劣化管理のために必要な措置に適合しなくなるというのはおかしいと思います。認可基準を変を命令できるようになります。
更したら適合しなくなるのは当然ですので、これを「認めるとき」 ➢ 例えば、長期施設管理計画の認可後に点検や評価の方法に関と表現するのは違和感があります。認可基準変更の際のバックフ
する新たな科学的知見が得られたこと等により、当該認可のィットを想定するのであれば、長期施設管理計画を認可基準に適前提に安全上の疑義が生じたような場合には、追加点検の実合するように維持しなければならない、とする方が適切と考えま
施や劣化評価のやり直し等、安全上必要な措置を命ずることす。
ができるようになります。
８．の１行目「認可を受けた長期施設管理計画が６．の基準に適 ➢ なお、この命令に違反したときは、設置許可の取り消し、又は一年以内の運転停止を命令することができるようにしていま合しないと認めるとき」について： ６．の基準に適合しているす。具体的にどのような命令とするかは、実際に発生した事案
から認可を受けた長期施設管理計画が、同基準に適合しないとき

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意見の概要
考え方
とは、どのような場合か？
の安全上の影響度等を考慮し、原子力規制委員会において個別に判断することになります。
「適合しない」あるいは「違反している」と認めるときは、「必要な措置を命ずることができるもの」としているが、「運転停止」 ➢ よって、原案のとおりとします。
または「廃炉」を命じることもできるように付記するべき。
そのような状況下では直ちに原子炉の稼働を止めるべきであり、そのことを明確に記述するべきである。
「命ずることができる」の後はどうなるのか？そのまま認可になるのか、申請からやり直すのか？曖昧だ。記述がない。
9. 「又は一年以内の期間を定めて」の文を削除。どういう状況を想定しているのか分からない。事業者の都合よりも安全第一なら、即座に停止しかありえない。
「直ちに」取り消して運転を停止させるべきである。我が国の東半分が滅びる可能性があった福島原発の事故原因が究明されていないのにもかかわらず、また使用済み核燃料の処分に見通しが立たない状況下でこのような案がでてくるのは理解しがたい。
「発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の命令に違反したときは、発電用原子炉の設置許可を取り消し、又は１年以内の期間を定めて運転の停止を命ずることができるものとする」とありますが、この様な行為を行った発電用原子炉設置者は発電用原子炉を取り扱う資格が無い、と考えられます。「発電用原子炉設置者の管轄する全ての発電用原子炉」について「設置許可取消」、「期間を定めない運転の停止」を命ずることができる様にすべきです。
設置許可を取り消し、又は１年以内の期間を定めて運転の停止の基準が不明である。老朽原発の処置という重大な問題に違反する

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
のであるから、ただちに設置許可を取り消すべきである。
「運転停止」のみならず「廃炉」も命じることができるようにするべき。
原子炉設置者が違反を犯した場合、「一年以内」ではなく、原子力規制委員会の必要と考える期間停止できるようにした方が良いのではないでしょうか。万が一原発で事故が起こった場合、法的にはそうでないにしても一般的な国民の感覚としては設置や稼働について審査し許可を与えた原子力規制委員会に責任があると感じます。何かあった場合に強く責任を多くの国民から求められるであろう原子力規制委員会に強い権限がある内容にすべきと考えます。
計画書などの審査を行う原子力規制委員会が具体的にどのよう ➢ 新たな制度を施行するため整備する必要がある原子力規制委
なガイドラインで審査を行うのか、審査は誰によって、どのよう員会規則や審査ガイド・検査ガイド等については、今後、原子に行われるのか明確にしてほしい。それがない限り、チェック＆
力規制委員会において議論・検討することとしています。
バランスが本当に機能しているのかわからない。
➢ 長期施設管理計画の審査・検査体制や審査・検査の在り方等についても、法令やガイド等の整備が進捗した後、適切な時期に発電用原子炉施設の劣化の状況に関する技術的な評価をしなけ検討することとしています。
ればならない、劣化を管理するための措置等を記載しなければな
らない、等々書かれていますが、具体的な基準、検査等書かれていないのではないか
原子力規制委員会が検査を厳密に実施する能力のある人員を充分な数揃えることができるような態勢を整えることを明文化すべきと考える。設置者側に充分な能力が欠ける場合も当然想定して、発電用原子炉設置者側が講ずべき措置の実施状況を設置者側とは独立に検査することが必須である。
「原子炉の運転」とは？自動車運転の場合、信号待ちの停車中で ➢ 「運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転しようとするあっても「運転中」にあたります。原子炉の場合も同じように広とき」の「運転しようとするとき」とは、一般的には発電用原

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
義の「運転」の中には「原子炉の出力運転状態」と「原子炉の停
子炉を起動する操作を開始するときが該当すると考えられま止状態」が含まれています。1項中の「運転開始後30年を超えてすが、その詳細については、頂いた御意見も参考としつつ今後
発電用原子炉を運転しようとするとき」で言う「運転とは以下の原子力規制委員会が策定する規則やガイド等において明確化
どちらを指していますか？Ａ 原子炉の出力運転（狭義の「運することとします。
転」）Ｂ 発電用原子炉として管理し原子炉施設全体の運用をす ➢ 現在の原子炉等規制法第43条の３の32第５項の「長期間の運ること （広義の「運転」）元々の法律で言う「運転期間」はＢ
転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化」とは、単に「出力の運用期間を指していますが、9項にある「定めに違反して発電運転」や「営業運転」をしている間に生ずる照射脆化等の劣化用原子炉を運転したとき・・・運転の停止を命ずることができる」
だけを指しているのではなく、原子炉が停止状態にある間もで言う「運転」とはＡの「出力運転」を指しています。このよう進展するコンクリートやケーブル等の劣化も含まれます。他に今回の「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要」
方で、例えば同条第２項又は第４項の規定に違反して発電用で用いている「運転」は狭義のものと広義のものが混在した状態
原子炉を「運転」したときは「運転」の停止を命ずることがでとなっています。今までのＢの「運転期間」から「あらかじめ定きるとされていますが（同法第43条の３の20第２項）、これら
めた一定の条件を満たす停止期間を除く」旨を今後法令として定の「運転」には上記のような停止状態は含まれません。このよめる場合には上記２つの「運転」の相違を識別可能なように書き
うに、法文上の字句や表現が同じでもその規定の趣旨・目的や分ける必要があります。また、その場合、法令上の「運転開始」
技術的な理由等により運用上の意味が変化する場合には、そにあたる「営業運転開始」前に試運転として「出力運転」をしての意味が正しく理解されるようガイドに補足説明を加えるないる期間がありますので「出力運転開始」と「営業運転開始」がどの工夫をすることとします。
異なります。法令上の「運転開始」以前に行われた試運転として ➢ よって、原案のとおりとします。
の「出力運転」期間はどのようにあつかうのかの取り決めも今後必要となります。
１および２によれば、40年を超えて運転しようとする場合は、 ➢ 御指摘の「１および２の趣旨」については、今回お示しした概(1)30年を超えて運転するための「10年を超えない期間における要案の２．に「１．の認可を受けた長期施設管理計画の期間を
長期施設管理計画」の認可を受けていなければならず、さらに、超えて」と記載しているように、２．は１．により最初に認可(2)40年を超えて運転するための「10年を超えない期間におけるを受けた長期施設管理計画の期間を超えて運転しようとする
長期施設管理計画」の認可を受けなければならず、これらが満たときについて定めたものであることは明らかです。
されない限り40年を超えては運転できないことになるはずです。 ➢ したがって、御指摘のような例では、運転開始後40年を超えて

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
たとえば、柏崎刈羽1号機が(1)の認可を受ける期限は2025年9月
運転しようとするときに受ける認可が最初のものとなる場合
18日(運転開始40年後)であり、これを過ぎても(1)が認可されてには、御指摘の「(1)と(2)の認可を段階的に、または、同時にいなければ、40年を超えての運転はできないというのが、「高経受けて」いる必要はありません。この場合、40年を超えて最初年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要(案）」の１およびに認可を申請する際に、30年目までに生じた劣化を含めた最２の趣旨のはずです。ところが、黒川総務課長の発言によれば、新の劣化状況を把握した上で、40年を超えて運転しようとす(1)の認可を受けていなくても40年を超えた段階でも申請があれる期間（10年以内に限る。）についての劣化予測を行うこととば、(1)と(2)の認可を段階的に、または、同時に受けて、40年をなりますので、新たな制度において「(1)と(2)の認可」両方を超えての運転が可能であるかのように見えます。
求めることは合理的でなく、その必要性もありません。
➢ よって、原案のとおりとします。
新たな条文の追加「長期計画の申請は、いつでも取り下げること ➢ 原子炉等規制法の運用において、処分を受けていない申請にができる」申請の後で、規制委の命令があったときや計画検討段
ついて、条文上特別の規定がなくても申請者の事由により当階で、リスク面、コスト面等から申請を取り下げる場合を考慮す
該申請を取り下げることは一般に禁止されておらず、長期施る。
設管理計画の申請の取り下げだけを特別に規定する理由はな
いと考えます。
➢ よって、原案のとおりとします。

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新たな条文の追加「事業者は、長期計画の申請が認可されなかっ ➢ 御指摘の「電力の需給」への影響や代替案等については、原子た場合にも電力の需給に影響がないよう、原子力以外の代替案を
力規制委員会が判断する事柄ではなく、原子炉等規制法の目用意しておくこと」これは申請が常に認可されるわけはないこ
的（第１条）から見て同法に規定する理由もないと考えます。
と、つまり規制委員会の存在理由の宣言である。
➢ よって、原案のとおりとします。

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柱書の７行目「するため、・・・枠組みは、以下のとおりである」 ➢ 文意は変わらないので原案のとおりとします。
は日本語として違和感があるので、「するため、・・・枠組みを、以下のとおりとする」などとしたほうがよい。
１．にある長期施設管理計画（仮称）とは、現行の原子炉等規制 ➢ 新たな制度として原子炉等規制法に定めようとしているもの
法にはない、新たな認可制度として創設するものと理解してよい
です。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
ですか。
1.において、「運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転しよ ➢ 「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概（案）」でうとするときは、10年 を超えない期間における発電用原子炉施示した内容は高経年化した発電用原子炉施設の劣化管理に関設の劣化を管理するための計画(長 期施設管理計画(仮称))を策する仕組みを規定しているものであることから原案のとおり
定しなければならない」とあるが、そこには長期運転によって新とします。
たに生ずる（使用済み核燃料を含めた）放射性廃棄物の管理、処 ➢ なお、この制度とは別に、原子炉等規制法第43条の３の34の規分に関する計画が含まれていない。2.において、同じく「長期施定に基づき発電用原子炉を廃止するときには、発電用原子炉設管理計画を策定」とあるが、そこには運転期間終了後の施設の施設の解体、核燃料物質の譲渡し、核燃料物質による汚染の除解体、処分に関する事柄が含まれていない。
去、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄などの廃止措置に関する計画の認可を受けることなどが義務付けられています。
２．の２行目「１０年を超えない期間における」は削除したほう ➢ ２.の記載は、１.の認可を受けた長期施設管理計画の期間をがよい。１．の１行目の記載と重複しているから。
超えて運転しようとするときについて記載しているものです。
原発の耐用年数を40年とし、新しい安全基準に沿った改修工事が行われたものとすると、「安全規制の概要（案）」の第1項は妥 ➢ よって、原案のとおりとします。
当である。つまり運転30年？40年の間の劣化管理計画を策定し、30年以内の劣化管理計画を作り直すことには意味がある。しかし第2項は40年を超えて発電用原子炉を運転する自体をすでに認めており、そのことに条件を付けているに過ぎない。したがって削除すべきである。
原子力発電設備の全ての構成品の劣化検査は不可能で、実績があるとされるアメリカにおける基準では地震国の日本では耐力が不足し、津波による外部電源喪失事故のように、想定外の大事故に至ることが予見される。よって一般的に構造物の耐用年数である40年を超える運転を認める2項は削除すべきである。
３．の１行目「期間中に」について 認可を受けた後、期間が開 ➢ ２．が認可を受けた長期施設管理計画の期間を超えることの

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する意見
意見の概要
考え方
始する前に変更しようとするときはどうすればよいのか？３．の定めであるのに対して、３．は当該期間中の定めであることを
２行目「ときは、」は「ときは、その変更が軽微なものである場
明確にするため記載したものです。
合を除き、」のほうがよい。
➢ よって、原案のとおりとします。
８．の１行目「認可を受けた」は「認可した」などのほうがよい。 ➢ ８．の記載は、発電用原子炉設置者が認可を受けた長期施設管
文頭の主語が「原子力規制委員会」であるから。
理計画について、認可の基準に適合しなくなったとき等に、原子力規制委員会が命令をすることができることを示したものです。
➢ よって、原案のとおりとします。
８．の１行目「６．の基準」は、６．の３行目「技術基準」では ➢ ８．に記載している６．の基準は、長期施設管理計画の認可のなくて、同１行目「認可の基準」を指していると理解してよろし
基準のことを指しています。
いか。
８．について、劣化管理は、原子炉の安全な運転の一要件ですの ➢ 「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」で、“その他発電用原子炉施設の安全を担保するための必要な措は高経年化した発電用原子炉施設の劣化管理に関する仕組み
置”としては如何でしょうか？（劣化を管理する必要な措置では、を規定しているものであることから、原案のとおりとします。
限定的に過ぎるように考えます。）「１０． 発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反 ➢ 今回お示しした「高経年化した発電用原子炉に関する安全規
して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の制の概要（案）」に記載のとおり、「１．若しくは２．の定めに命令に違反したときについての罰則を設けるほか、１．？９．を違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制実施するための手数料に関する定めその他所要の定めを設け委員会の命令に違反したとき」には、９．に記載した命令と１る。」前半の「罰則を設けるほか」は、９の設置許可の取り消し０．に記載した罰則のそれぞれが適用されることになるため、（又は１年以内の期間を定めて運転の停止）のことであれば、繰
項目を書き分けているものです。
り返しだが、それに加えて罰則を与えるのであれば、「ついて９ ➢ よって原案のとおりとします。
の取り消しをに加えて罰則を設ける」とすべきである。
10項については、安全規制側たる原子力規制委員会の当たり前に行う抑制の規定であり、特に目新しさ、更なる厳しさは感じませ
ん。

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別紙２

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見及び考え方

令和５年２月８日

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
中性子脆化に関しては、その評価を行うために、炉内に運転当初
原子炉圧力容器が供用期間中において中性子照射脆化の影響から原子炉圧力容器の母材および溶接金属でできた監視試験片を受けることは認識しています。
を入れ、電力会社が定期的にこの監視試験片を取り出して試験をこのため、技術基準規則14条解釈において、日本電気協会規格
おこなっているが、この監視試験片は運転期間40年を前提として「JEAC4206原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験いるため、もし40年以上運転し続けると監視試験片が足りなくな方法」に「別記−１ 日本電気協会｢原子力発電所用機器に対り、それ以降は評価できない。さらに驚くべきことには、運転開する破壊靭性の確認試験方法（JEAC 4206-2007）｣の適用に当
始後48年経過している高浜原発1号機（福井県）において、関西たって」の要件を付した破壊じん性の要求を満足することを
電力は、取り出しを4回しか行っていないが、最近、1回の検査で求めています。
「母材」もしくは「溶接金属」の試験片のどちらか一方しか取り
プラント評価時期における破壊靭性遷移曲線の設定に当たっ
出さず、どちらかしか試験を行っていなかったことが明らかになては、それまでに実施した破壊靭性試験において得られた破った。
「母材」と「溶接金属」は別々に評価すべきものなので、壊靭性値の実測値を全て用いて評価することを要求してお事実上、検査の頻度を下げている。 そして、原子力規制委員会
り、母材、溶接金属いずれのデータもその取り出し時期にかかは、母材と溶接金属を交互にしか取り出さないことを容認してしわらず全て評価に用いています。加えて破壊靭性遷移曲線のまっている。すなわち、老朽化に関する原子力規制委員会の審査設定に当たっては、上述のとおり取り出した全てのデータを
は電力会社の申請に基づくものであるもとに対して、実態は、確用いて最も厳しい予測値を下限包絡するよう評価すること、認すべきデータを確認していない。このように、厳格に運営され破壊靭性遷移曲線のシフト量（関連温度移行量）を設定するにるべきルールを守ることができない体制は信頼できないもので当たって保守的なマージンを設定することを要求していまある。
す。このように、破壊靭性遷移曲線の設定は十分保守的に設定されるものとなっていることから、母材、溶接金属の取り出し
40年廃炉訴訟の重要な争点の一つである原子炉容器の中性子照時期が評価に大きく影響を及ぼすものではないと考えていま
射脆化について原子炉容器は鋼鉄でできていますが、長年、強烈す。
な放射線を浴び続けるともろくなります。そうすると、配管破断監視試験は、技術基準規則解釈第22条において、日本電気協会
等によって緊急に炉心に冷却水を入れた際に持ちこたえられな
規格「JEAC4201原子炉構造材の監視試験方法」に「別記―６い恐れが高まります。そこで、どのくらいもろさの度合いが進ん
日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201）」のでいるのかを調べる必要があるのですが、関電の評価でも、高浜適用に当たって」の要件を付したものにより実施することを
原発１号機は脆性遷移温度（金属が一定の温度以下になると粘り規定しており、同規格の「附属書C 監視試験片の再生方法」に強さを失って脆くなる境界の温度）が９９℃と全国の原発で最も

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
高く、緊急冷却時の破損が心配されていました。裁判の中で、国は、監視試験片の再生方法が規定されています。したがって、と関電に対し、この中性子照射脆化を調べる監視試験片（原子炉
監視試験片が足りなくなる場合には、同附属書に基づき監視容器に同じ鋼材の試験片を入れておいて、中性子を浴びてどのく
試験片を再生することとなります。ただし、令和５年１月１１
らい脆くなったかを定期的に取り出して試験をする）の原データ
日第２回高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見の提出を求めてきましたが、一向に提出されないため文書提出命交換会において「試験片の再生が困難である場合がある」とい
令の申し立ても行いました。そこまでしてようやく、裁判所の働う事業者の説明があったことから、今後技術的な検討状況にきかけにより、命令ではなく任意の形で、前々回 2 月 4 日のついて確認してまいります。
口頭弁論までに関電から一通りのデータが出されました。破壊靭性試験（試験片にき裂を作り、さまざまな温度下で引っ張ってどこまで耐えられるかを調べる試験）が非常にずさんでびっくりしたとのこと。監視試験片の取り出しは10年ごとで、これまでに４回。試験片には、原子炉容器の母材と溶接金属があり、毎回、両方のデータを取っているものと思っていたのに、１回目と３回目が母材、２回目と４回目が溶接金属という、どちらかしかやっていない手抜きの試験だったのです。しかも、老朽原発の評価で重要な直近の4回目に、原子炉容器本体である母材の試験をやっていない。データ数も、高浜１号機が9個、２号機が10個と極めて少なく、そもそも破壊靭性試験は測定値が大きくばらつくことが知られているので（「倍・半分」と言われるほど）、少ないデータ
ではとても適正な評価はできません。他の原発では、各試験回次
ごとに母材と溶接金属の両方を複数個以上試験しています（九州電力玄海１号機、四国電力伊方２号機）。関電が監視試験片原データの提出をずっと拒んでいた理由には、手抜き試験がばれてしまうということもあったのかもしれません。原子力規制委員会が審査において監視試験片の原データを確認していないことは、法廷で国の代理人がはっきりと述べています。関電も規制委もずさ

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
んすぎます。どちらも原発を扱う資格はありません。老朽原発は
このまま廃炉に。
運転開始後48年経過している福井県高浜原発1号機において、関西電力は、監視試験片の取り出しを4回しか行っていないが、最近、1回の検査で「母材」もしくは「溶接金属」の試験片のどち
らか一方しか取り出さず、どちらかしか試験を行っていなかったことが明らかになった。母材と溶接金属は別々に評価すべきものなので、事実上、検査の頻度を下げていたことになる。この事例
でも、原子力規制委員会は審査において、元データを確認していなかったことが明らかになった。また、前述の母材と溶接金属を交互にしか取り出さない関西電力の手抜き検査方法についても、容認してしまっている。
原子炉圧力容器内の「試験片」は40年を超えるような運転期間を想定して、設置していないので、圧倒的に数が少ない現状にある。
それを補うための、後付けの検査等の対策は、無理がある。２ 試
験片の検査を、茨城県のMHI原子力研究開発で行っているが、完
全な三菱重工業の子会社であり、公正な検査が行われることは、疑わしい可能性がある。公正な第三者的な機関で検査すべきである。
監視試験片 各原子炉の圧力容器内には、圧力容器と同じ鋼材で製作された監視試験片が置かれている。この監視試験片を定期検査中に取り出して調べることで、原子炉の脆化を推量する方法が用いられてきた。監視試験片は圧力容器より炉心に近い場所にあるため、圧力容器より多くの中性子を浴びている。これを加速照射といい、何年か後の圧力容器の脆化状態を示している。加速照射を考慮してデ-タ解析、解釈を行う必要がある。茨城県大洗町

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
の材料試験炉では、一度に多くの中性子を加速照射するため、普通の原子炉で30年程度かかることを数日で試験するとされている。原子炉圧力容器は、-50℃の近辺では小さなエネルギーで破壊が生じ、100℃？150℃では大きなエネルギーを加えなければ破壊されない。中性子照射前は-30℃程度で脆性破壊が起きたが、照射後は同じエネルギーでも60℃程度で脆性破壊が起きる。照射後の延性-脆性遷移温度は高くなる。 脆化の状況を調べる監視
試験片は数が限られているため、劣化状況は頻繁に確認できな
い。運転期間が長期化すれば脆化が進展するにもかかわらず、監視試験片の不足も課題になる。試験済み監視試験片を再利用するというが、正規の監視試験片と同等ではない。
脆性遷移温度を調べる試験片は、途中で追加はできませんね。試験片は60年もの運転を想定していません。最初に想定してないよ
うな運転は止めてください。
原子炉容器の中性子脆化について原子炉容器、格納容器など重要機器は交換することが出来ず、経年劣化に抜本的な対応は出来ない。とりわけ原子炉容器は中性子照射により脆化が進行し、過酷事故（緊急冷却設備作動時の加圧衝撃破損）のリスクが高まる。
リスクの予想曲線（破壊靭性曲線と熱衝撃曲線）は専門家により疑問が呈されている。材料側の評価対象となる監視試験片も運転
延長により数量不足となり、適切な評価は出来なくなる。
劣化評価では、試験片による材料劣化状況の評価が当然必要となるが、試験片は運転開始当初に設置したものであり、当時想定された運転期間に対応する数量しか用意されていないので、それを超えた期間について評価するには試験片が足りない。試験片の追加設置や加速試験による評価は信頼性が低い。設計仕様を超えて

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
運転期間を延長するなら、実際の年数を経過した試験片で材料健全性を確認することがますます重要となってくるのに、肝心の局面で満足な評価ができないことになる。劣化評価の妥当性に疑問の余地があれば、事業者による管理の計画・措置は元より、規制委員会による技術基準適合性確認等の妥当性にも疑問を持たざるを得ない。設計時に想定した運転期間を超えたプラントについては、技術基準適合性を云々する以前に、運転期間延長を認めないことにすべきである。
運転期間延長に当たり劣化評価の実施が謳われており、試験片によるものと思われるが、限られた試験片によりプラント全体を代表できるのかどうか疑問がある。形状等により局所的に材料劣化が進むことはありうるが、構造物本体をオフサイトで詳細に調べることはできないうえ、圧力容器等は新部材に更新することもできない。設計当初に想定された運転期間は、そのようなリスクを加味して保守的に設定されていたと考えられ、その期間を超えて運転することは、健全である根拠のない、いわば「賭け」である。
原子炉圧力容器の破損は十分ありうることであり、その被害は甚大である。発電は他の手段でもできることであるため、老朽化した原子炉で発電することはリスクとメリットが全くつり合わず、受け入れがたいものである。設計時に想定した運転期間を超えたプラントについては、運転期間延長を認めないことにすべきである。
高経年化した発電用原子炉の安全規制案に反対です。最大40年ルールは厳守すべきです。運転停止中も、機器、配管、電気ケーブ
ル、ポンプ、弁、コンクリートなどを含む、原発を構成するさま
ざまな部品や材料が、時間の経緯とともに当然のことながら劣化

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
します。また、交換不可能な部品もたくさんあります。設計が古くなることによる構造的な欠陥が、深刻な事故を引き起こす原因となります。原子炉圧力容器が中性子をあびてもろくなる現象が生じます（中性子照射脆化）。圧力容器の材料である鉄が粘り気を失い、かたくなります。非常時には、緊急用の炉心冷却装置が作動し、高温の原子炉に冷たい水が大量に注入されます。すると
原子炉圧力容器の内側が急激に冷やされ、最悪の場合、原子炉圧力容器が破損する可能性があります。元設計士によれば、中性子照射脆化を計算した上で設計されている物なので、後から設計寿命をなくすことは考えられないと言っています。また、監視試験
片を入れてテストした時に、安全でない方向に出た結果もあるとのこと。試験片の数も少ないので、試験片が不足することも予測されています。
原子炉の劣化評価について、一般に原子炉容器に用いられている金属は、使用期間が長くなると原子炉内の中性子を浴び続けるため、脆（もろ）くなり脆化（ぜいか）が進む。１．圧力容器の脆化 原子炉の圧力容器は、沸騰水型では288℃、70気圧、加圧水型では315℃、150気圧の圧力を閉じ込めている巨大な鉄鋼構造物である。圧力容器はマンガン-ニッケル-モリブデン系の低合金鋼で造られている。鋼鉄材料は、宿命ともいうべき低温脆性（ぜいせい）を示し、ある温度以下で脆くなる。 ２．延性-脆性遷移温度原子炉の建設当初、延性（えんせい）-脆性遷移（せんい）温度は-20℃程度だが、中性子照射により遷移温度が上昇する。緊急時に冷却水注入装置（ECCS）が作動した際に、炉内の温度は300℃付近から急激に冷やされる。延性-脆性遷移温度が100℃付
近だった場合、急速冷却による熱応力で圧力容器が破損し、放射

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
性物質が大量に放出される危険性がある。５．原子炉圧力容器の銅含有量 中性子照射脆化では、銅の含有量が大きな影響をもつ
ことが明らかになった。1970年代に作られた原子炉は、鉄の中に避け難い不純物として混入している銅の割合が大きい。一方で、銅の含有率が多い材料は脆くなることがわかっている。1970年から1975年にかけて作られた圧力容器は、銅の量が0.12？0.24％であるのに対して、90年以降は0.018？0.04％程度の低い割合になっている。高浜1号は0.16％、高浜2号は0.1％という多さだが、20年延長が認可されており、きわめて危険である。 ６．中性子照射脆化 核分裂によって発生した中性子が原子にぶつかると、
空孔・格子間原子が生じる。中性子は結晶格子を構成している原子をはじき飛ばして、空孔（穴）を作り出す。また、はじき飛ばされた原子が、原子と原子の間に入ることがある。これが格子間原子である。空孔や格子間原子が集まると空孔クラスター、格子間原子クラスターを形成する。これらを格子欠陥といい、中性子照射により生じる格子欠陥により、材料が硬化する。その結果、脆性遷移温度の上昇を引き起こす。金属が硬くなるということ
は、脆くなるということであり、割れる状態に近づく。材料内ではクラック（傷）が伸展し、ミクロの割れが進行している。緊急
冷却時、急激に原子炉を冷やした時にどのような破壊力が生じるか、そのときにどのくらいのクラックがあると危険かということが重要である。
旧電力会社は、これまで、圧力容器にある試験片の脆性遷移温度の変化を公表し、そのリスクを考慮してきた。今回の措置によって、圧力容器の脆性遷移温度の変化の評価は変わっているのか、不明である。そもそも、設計時の耐用年数を後付けで延期するに

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
は、明確な根拠を示す必要がある。原発活用の必要性から説明す
るのであれば、本末転倒といわなければならない。
中性子照射脆化の程度を「科学的・技術的に評価すること」は出
材料の状態を表す破壊靱性曲線と運転状態の温度圧力を表す
来ていないのに、あたかも、出来るかのように書くのは、誤りでPTS状態遷移曲線を使用した加圧熱衝撃事象の評価は、発電設ある。理由：長い研究の歴史があるにも拘わらず、破壊靭性曲線
備技術検査協会が実施した研究成果をと入り入れ開発されたとPTS状態遷移曲線との関係は、いまだ、定まらない。マスター
ものです。具体的手法については、「JEAC4206原子力発電所用
カーブ法も、確率的扱いという点で、危険である。破壊現象の難機器に対する破壊靭性の確認試験方法」に規定されており、同しさによる。監視試験片の数も少ない上に、試験片の種類も色々
様な方法は諸外国においても用いられています。
だ。高浜1、2号と美浜3号炉に対する名古屋訴訟の例を見れば明破壊靭性遷移曲線は、得られた試験結果のうち、最も低い値をらかだ。したがって、「科学的・技術的に評価することは出来な
包絡するよう保守的に曲線を設定し、PTS状態遷移曲線は、設いのが現状である。
JEAC4201も4206も2007年版を使っているあり計基準事故として最も厳しい大破断冷却材喪失事故を想定さまである。＜該当箇所＞ 50頁全ページにわたる記述 行目＜し、設定することとされています。
内容＞中性子照射脆化の予測が可能である、「科学的・技術的にまた、破壊靭性遷移曲線の将来予測を行う際には、「JEAC4201
評価が可能」、と言いつつ、「一意の結論を得ることは困難であり」原子炉構造材の監視試験方法」に規定された脆化予測式によ（下から10行目）などと矛盾する記述である。原子力規制委員会
り、保守的に予測することとされています。
が、政策判断に従う趣旨の言い訳にすぎないのでは無いか、と疑
原子力規制委員会は、「JEAC4201原子炉構造材の監視試験方う。
法」については、2007年版（2013年追補版）を「JEAC4206原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」について
は、2007年版を技術基準規則解釈に引用し、適用に当たっての条件を付した上で規制要求としています。
近年では、マスターカーブ法のように、破壊靭性の不確定性を評価しようとする技術の発展に伴い開発された手法が国際的に研究されており、日本ではこの考え方を取り入れた規格「JEAC 4216フェライト鋼の破壊靭性参照温度 To 決定のための試験方法」が制定されています。原子力規制委員会は、同規格の2015年版及び「JEAC4206原子炉圧力容器に対する供用

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
期間中の破壊靭性の確認方法」2016年版の技術評価を2020年に実施し、中性子照射脆化した国内プラント材料においても適用が可能であるか等について検討を行いました。しかしながら、同規格に規定された式には、まだ解明されていない技術的な論点があることから、現時点において規制における適用性を判断することは、時期尚早であるとして、これらの規格は技術基準規則解釈に引用しないこととしました。なお、技術評
価において、「JEAC4206原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」2007年版に用いられている破壊靭性遷移曲線の算出式については、現時点においてこれを否定する技術的根拠は見いだされていないことから、今後引き続き使用することは問題ないことを確認しました。
高年原子炉の脆弱性試験法（現行）で安全は測れない 原子力情
中性子照射脆化の予測式は、「JEAC4201原子炉構造材の監視試
報資料室の１０月１１日声明によれば、『原発の心臓部が原子炉
験方法」の2007年版（2013年追補版）に規定されたものが最新（圧力）容器の中性子照射による脆弱化度合いは原子炉容器の中であり、2019年に同規格の技術評価を実施し、技術基準規則解に挿入された幾つもの監視試験片（原子炉と同じ金属）を定期検釈第14条に引用しました。
査時に取り出し推量する以外に評価法がない。その試験法はＪＥ
技術評価に当たっては、2013 年追補版の照射脆化予測法はＡＣ４２０１‐２００７（原子炉構造材の監視試験方法）である
2007 年版から予測式の基となるモデル式（以下「基本モデル
が、２０１５年に試験法に記載されている脆弱予測式に根本的な式」という。）を変更したものでなく、監視試験データ等の充間違いがあると専門家（複数）に指摘され、規制委員会も問題点
実を基に予測式の係数を最適化したものであることから、基を認識しながらも現在に至るまでその試験法を改善していない。
本モデル式がデータに基づく多項近似式と捉えても差し支え
つまり、現在、高年化した原子炉の安全を確認する方法がないのないとの認識の上で、予測式の係数の算出に用いたデータのである。
信頼性、予測式の係数最適化の方法、関連温度移行量の予測値の信頼性（海外予測式との比較等）、ΔRTNDT 計算値と実測値「劣化評価の方法」等について 中性子照射脆化の評価は、現在、のばらつき、基本モデル式に係る新知見等について検討し、規使われている日本電気協会の「原子炉構造材の監視試験方法」２
制に用いることが可能と判断しました。
００７年版は、保安院時代に欠陥が指摘され、原子力規制委員会

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番号

3-3

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
が抜本的改訂を求める「特定指導文書」を発出しているが、いま一方、日本電気協会は、次期改定の検討において基本モデル式
だに欠陥のある方法で行っているため、改訂に総力を結集し、評の見直しの要否を検討するとしていたことなどから、同協会
価をしなおすべきである。
に対し特定指導文書を発出し、予測式の改定に向けた具体的な対応等について回答を求めたところ、同協会から、今後も脆脆化予測式 1975年に運転を開始した玄海原発1号炉では、運転化予測法の改定検討を継続的に進めていけるよう、監視試験
開始時の脆性遷移温度は-16℃だった。1976年、1980年、1993年
データを入手し、予測性能の適切性を確認していくこと、今に監視試験片を取り出して調べ、データを計測したところ、2009
後、実機の監視試験片において、予測を外れるデータが得られ年に取り出した試験片は、予測をこえて高い値を示し、JEAC（日た場合には、当該規格の改定要否について検討を行い、その検本電気協会）の予測式4201-2007から大きく外れていた。このデ討結果を原子力規制庁に情報提供すること、最新知見に基づータをもとに40年運転した原子炉が、あと20年運転した場合にどく中性子照射脆化に対する影響因子の検討、基本モデル式のうなるかを予測するが、2015年に、この規範に基本的な誤りがあ
改定要否等を検討していく予定であるとの回答を受けまし
ることがわが国の指導的な専門家たちによって指摘された。原子た。
力規制委員会・規制庁も誤りを認めているが、一向に改善されて「JEAC4201原子炉構造材の監視試験方法」は、現在日本電気協
いない。
会において改定作業が行われているところであり今後、改定版が発刊されれば、技術評価を行うことになります。
圧力容器の交換はできず，中性子照射脆化した圧力容器の脆性破加圧熱衝撃（PTS）の評価は、技術基準規則解釈第14条におい壊の危険がますます高くなる．これまでも老朽化原発の審査はおて、日本電気協会規格「JEAC4206原子力発電所用機器に対する粗 末であ る ．例え ば ，加圧熱衝撃現象の評価の規定である
破壊靭性の確認試験方法」に「別記−１ 日本電気協会｢原子JEAC4207-2007では，PTS解析に当たっては，内張であるクラッド
力発電 所用 機 器に 対 す る 破壊靭 性 の確認 試験 方 法（ JEACの記述がまったくないにもかかわらず，電力各社は，熱衝撃の緩4206-2007）｣の適用に当たって」に掲げる要件を付した要求を和材であるクラッドを組み入れて評価している．しかし，クラッ
満足することを求めており、審査において確認しています。
ド施工時に生じる母材内の残留応力についてはこれを考慮して我が国のプラントの原子炉圧力容器には、クラッドが施工さいない．しかし，規制当局（旧原子力安全・保安院）は審査らしれているため、評価にあたりその影響が考慮されていますが、い審査をすることなく，運転延長を認めている．非常に問題であ
その影響はPTS状態遷移曲線（運転時に発生する応力を示す曲
り，このような問題をそのまま継続して継承していくつもりなの線）の算出における熱水力解析に係るものであり、これは経年
か．
により変化するものではなく、運転延長の際に再度審査する

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
中性子照射脆化の問題で安全確認のために行う監視試験片によ必要がないものです。
る破壊試験のうち、破壊靭性試験によける加圧熱衝撃評価については、クラッドの有無や沸騰の考慮などの条件設定が、熱伝達率を介して評価の合否に影響する。運転期間延長認可を受けた高浜
１・２号炉及び美浜３号炉について、規制委は熱伝達率の数値を確認していないことが名古屋訴訟で明らかになっている。・中性
子照射脆化の劣化予測に技術基準として用いられている民間規格JEAC4201-2007及びJEAC4206-2007については種々の問題から改訂が要求されており、検討が行われているが、審査では従来の規格に従った評価が行われている。
電気ケーブルの劣化について「性能規定だけで、具体的な数値の現行の運転期間延長認可制度では審査基準として「実用発電基準はない」と規制庁は認めています。また、電気ケーブルの問用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」を定めています。同
題で、一次冷却材喪失事故時の蒸気暴露を模擬した実験で、絶縁審査基準では電気・計装設備の絶縁低下について、環境認定試
抵抗が初期に1/100万以下に急速に低下している結果を規制委員
験による健全性評価の結果、設計基準事故環境下で機能が要会がまとめています（ＮＲＡ技術報告2019.11)。しかし、これら求される電気・計装設備及び重大事故等環境下で機能が要求を審査や基準に反映することもなく、「高浜１号の電気ケーブル
されること、電気・計装設備に有意な絶縁低下が生じないことは106年大丈夫」という関電評価を鵜呑みにして、20年延長を認を求めており、延長しようとする期間における設備・機器の健めています。このようにずさんな安全性確認で、40年超え、60年
全性を評価しています。
超えの運転を認めることはできません。
また、高経年化技術評価制度では、新たな知見により、評価を行うために設定した条件又は評価方法が変更になる場合は、現行の20年延長の審査もずさんであり、さらに運転延長のための評価の見直しを行うことを求めています。
審査は認められない。
現行の20年延長審査ですら、明確な審ご指摘のNRA技術報告（重大事故環境下におけるケーブルの絶査基準なしで実施されています。昨年11月7日の政府交渉では、縁特性の分析）における蒸気暴露試験時のケーブルの絶縁抵
電気ケーブルの劣化について「性能規定だけで、具体的な数値の抗低下に係る知見とは、蒸気曝露されている間に有意に絶縁基準はない」と規制庁は認めています。また、電気ケーブルの問
抵抗が低下するものであり、当該絶縁低下が計器に与える影
題で、一次冷却材喪失事故時の蒸気暴露を模擬した実験で、絶縁響を考慮する必要があるというものです。事業者においては、抵抗が初期に1/100万以下に急速に低下している結果を規制委員

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
会がまとめています（ＮＲＡ技術報告2019.11)。しかし、これら
実際の発電所におけるケーブル布設状況や接続される計測機を審査や基準に反映させようとはしていません。これら新しい知器に対して、当該知見を反映した評価が行われており、その結見を反映することもなく、「高浜１号の電気ケーブルは106年大丈果として重大事故環境下における絶縁低下を踏まえても十分夫」という関電評価を鵜呑みにして、20年延長を認めています。
な絶縁抵抗値が確保されており、計測結果に与える影響（計測
また、原子炉圧力容器の中性子脆化の問題では、監視試験片があ誤差）は非常に小さく重大事故等環境下でも使用が可能なもまりに少なく評価に信頼性がありません。予測に基づく監視にはのであることが確認されています。
限界があり、規制委員会は実データの確認すら行っていないことが明らかとなっています。 このようにずさんな安全性確認で、40年超え、60年超えの運転を認めることはできません。運転期間の上限をはずしても老朽炉の安全審査ができるかのような主張、
態度は撤回すべきです。運転を続けることを認める方針は撤回すべきです。
現行の20年延長の審査でも具体的審査基準はなく、新たな知見を取り入れようともしていません。このようにずさんな審査では、事故の危険は一層高まります40年超え、60年超えの運転は認められないと明記すべきです そもそも、現行の20年延長審査は、明確な審査基準なしで実施されています。昨年11月7日の政府交渉
では、規制庁は電気ケーブルの劣化について「性能規定だけで、具体的な数値の基準はない」と認めています。そして、「高浜１号の電気ケーブルは106年大丈夫」という関電評価を鵜呑みにして、20年延長を認めています。他方では、一次冷却材喪失事故時の蒸気暴露を模擬した実験で、絶縁抵抗が初期に1/100万以下に急速に低下している結果を規制委員会がまとめています（ＮＲＡ
技術報告2019.11)。しかし、この新しい知見は、審査や基準には反映させないと規制庁は述べています。このように、現行の20年延長審査には具体的基準もなく、新しい知見を取り入れようとも

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
していません。このようにずさんな審査では、事故の危険は一層高まります。40年超え、60年超えの原発の運転は認められないと明記すべきです。
原発の複雑な機器、配管、電気ケーブル、ポンプ、弁などの各部
新規制基準においては原則として難燃ケーブルを用いること品や材料が、時間の経緯とともに劣化します。例えば、40年を超とされていますが、一部の発電用原子炉施設においては、非難
えた東海第二原発に使用されているケーブルは古い設計のため
燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シート等で覆う複合体「難燃ケーブル」ではありません。難燃ケーブルと交換ができなを形成するといった対策を講じることにより難燃ケーブルといものに被せる「難燃シート」は万全ではないし、全ケーブルを同等の保安水準を確保するといった設計方針としており、各覆うこともできないと聞きます。安全対策がしきれないものを種試験等により技術的妥当性や成立性があることを新規制基「政策判断」で動かそうというのはあまりに無責任だと思いま
準適合性審査において確認しています。
す。
発電用原子炉は、これの制御保護監視をおこなう高圧および特別
実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第82条では、安高圧の電気設備と一体となって動作するものである。これら電気全上重要な機器等の他、｢電源を供給する機能を有する機器及設備は、さらなる延長稼働を保証する技術的な検証手段が存在しび構造物であって、安全上重要な機器等でないもの｣を含めてておらず、技術的な評価（劣化評価）が実施できないので、延長
経年劣化に関する技術的な評価を行うことが求められてお稼働は無理である。２，理由 発電用原子炉は、これを制御保護
り、高圧、特別高圧機器も対象となります。審査は、｢実用発監視をおこなう高圧および特別高圧の電気設備と一体となって電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド｣（平成25年
動作するものであり、原子炉単体だけに限定した運転延長の議論
6月19日原子力規制委員会（最終改正：令和2年3月31日））に規は不十分である。そのため、原子炉の制御保護監視をおこなう高定する機器・構造物を対象としており、評価対象となる高圧の圧および特別高圧の電気設備の運転延長も検討する必要がある。
電気設備について絶縁低下が発生する可能性のある部位等に
これら電気設備は大きくわけて導体部と絶縁部があるが、設備故着目した評価が行われています。当該評価においては、機器の障の大部分は絶縁部の劣化に依存している。低圧の電気設備の絶種類や使用条件に応じ、米国電気電子学会規格に基づく試験
縁部の劣化判断は、その表面抵抗値と相関関係があるので電気設や、過去の研究成果等を踏まえた評価が行われており、審査で備基準で絶縁抵抗試験が定められている。しかし高圧・特別の電はその技術的妥当性を確認しています。
気設備の劣化診断は、体積抵抗値に依存するので電気設備基準では定められていない。その理由は、体積抵抗の低下、つまり絶縁

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
部の劣化は内部のクラックや空隙の発生に依存しており、その判断は絶縁耐力試験をするしか方法が無い。ところがその絶縁耐力試験は、例えば高圧電気設備の定格電圧に対応する最大電圧の１．５倍の電圧を印加するので、その試験自体が設備に余計なス
トレスを与えてしまい、試験を行った結果として該当設備の絶縁劣化、ひいては設備故障を招く懸念がある。発電用原子炉の制御保護監視をおこなうこうした高圧や特別高圧の電気設備には、変圧器、発電機、遮断器、コンデンサ、電線・ケーブル、ポンプ、排風機、センサー、その他の補機などの様々な機器が多数存在しており、そのどれもが今後の延長稼働を保証する手段が存在しておらず、技術的な評価（劣化評価）が実施できないので、延長稼働は無理である。参考文献：経済産業省令・電気設備技術基準 以上。
東海第二原発に関して1.圧力容器の中性子脆化について、損傷が維持規格の「IA-2360接近性」の規定に基づき、構造上接近又ある部分すべてが確実に検査が出来ていない。探傷機のセンサーは検査が困難であるとして試験が行えない箇所については、が届かない、入らないところがある。2.中性子損傷検査用のテス
機器の構造等の設計的知見及び各種科学的知見を踏まえ、想トピースはなくなっており、代用品で済ましている。圧力容器は定される亀裂等を検知するための代替試験、亀裂等の大きさ
溶接した材料のロッド毎に成分の違いがある。同じロッドについを特定するための代替試験又は亀裂等の大きさを推定するたて損傷を検査すべきではないか。3.水素ガスの再結合装置、放射めの類似箇所の試験結果等を用いた評価等の代替措置を講じ
能除去用フィルター付きベント装置は実規模で検証されていなることを「発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引い。 大量の水素ガスや放射能は苛酷事故時には役立たないとき起こす亀裂その他の欠陥の解釈」において求めております。
考えるべきと思う。 以上3点だけを取り上げてみても規制基準
なお、御指摘の「水素ガスの再結合装置、放射能除去用フィル
は机上の基準ではないか。
ター付きベント装置」については、新規制基準適合性審査において各種試験結果等から規制基準が要求する性能を満たすも多くの原発の耐用年数は40年で、超音波検査は配管の陰では無効のであることを確認しています。
と言われています。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
1990年代後半からは、普通ポルトランドセメントに産業廃棄物を現行の高経年化技術評価制度においても、コンクリート構造
大量に入れたセメントが使用されてきています。しかし、従来の物の劣化を技術評価の対象としており、その評価においては長期物性に関する研究は産業廃棄物が使用されていないセメン
最新の技術的知見等を踏まえた評価を行うことを求めていま
トでなされており、最近のセメントでの長期強度や耐久性に関すす。
る研究成果が不十分なことが指摘できます。これらに関する研究
成果や実構造物での調査研究を実施し、それを長期評価に反映する必要がるのではないでしょうか？
鉄筋コンクリート造が成立するのは、コンクリートが圧縮を、鉄
令和２年７月２９日の第18回原子力規制委員会において決定
筋鉄骨が引っ張りを受け持つ、と同時に両者の熱膨張率がほぼ同した「運転期間延長認可の審査と長期停止期間中の発電用原じであることと鉄が酸によって侵されるがコンクリートがアル
子炉施設の経年劣化との関係に関する見解」のとおり「コンクカリである、ということが偶然重なって成立しています。しかしリート構造物の中性化、塩分浸透、アルカリ骨材反応、機械振
空気中の酸でコンクリートの表面からだんだん中和されてしま
動、凍結融解による強度低下、原子炉圧力容器のスタビライザいます。中和が奥の鉄に届いた時から鉄の腐蝕が始まります。つ
等の摩耗といった事象については、長期停止期間中もそうでまり錆びてくるわけです。鉄は錆びると体積が増えます、増える
ない期間と同様に劣化が進展する」ものと認識しています。こと外側のコンクリートが押されてひびが入ります、ひびから空気のため同見解に示したとおり「これらの劣化事象については、が侵入してますます酸化が進みます、そうして建物は壊れてゆき
各事業者が、プラントごとに適切に保管及び点検することにます。 これは建物だけの話ですが原発はもっと重大な条件があより、進展を抑制することもできるが、規制当局としては、事るはずです。建物を含めて、耐用年数を決めるのはこれらの条件
業者の保管対策及び点検の適切性について、個別プラントごによるわけです。休止中は建物・設備すべてが傷まないなんて本とに確認することが必要である」ことから、高経年化した発電
気で思っているんでしょうか、原子力規制庁の職員になるために用原子炉施設に関する必要な安全規制を引き続き厳格に実施
は学校の成績も良かったんでしょうに、こんなことも判らないん
できるようにするため、原子炉等規制法に定める必要のあるでしょうか。 しっかりしてくださいよ、貴方方の仕事はこの国
法的な枠組みの考え方を示したものです。
の国民の幸せを実現することなんですから。いや、世界中の人々の幸せのために原子力なんかにしがみつくのはやめてくださいよ。
構造物に付帯する機械装置や種々の配管などの耐用年数につい現行の高経年化技術評価制度においても、安全機能を有する

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
ても、
構造物の固有振動数の変化や経年劣化に対応した検査が無機械装置や配管等について、劣化の状況を踏まえた評価が行なされているのでしょうか？
われています。
フランスにおける応力腐食割れ事例について2021年よりフラン
日本においては、過去に発生した応力腐食割れに対する知見
スで、安全系注水配管の応力腐食割れが数多く発見され、点検・を踏まえ、技術基準規則解釈において以下のように規定して修理のため12基が稼働停止している（2022年12月時点）。日本国
います。
内の原発においても、過去、ステンレス鋼の熱影響部の応力腐食① 設計時割れの事例は多々ある。原子力規制員会は、これらの問題にこそ
日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」
追及を強め、運転停止を含め、事故の要因を事前に解消させる手（JSME S NC1-2001）及び（JSME S NC1-2005）【事例規格】
段を採らねばならない。
発電用原子力設備における「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮」によることを要求②供用期間中「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈」において、応力腐食割れの懸念がある部位については非破壊試験の範囲及び程度を強化するとともに、応力腐食割れによる亀裂が検出された場合にあっては、日本非破壊検査協会規格「超音波探傷試験システムの性能実証における技術者の資格及び認証」の規定に合格し認証を受けた超音波探傷試験技術者
が、認証された探傷装置と手順書に従って亀裂の大きさを特定することを要求
フランスにおいて発生した応力腐食割れについては、技術情報検討会において検討対象とし、フランス規制当局とも議論を行いながら、情報収集と分析を行っています。検討内容については、技術情報検討会において規制対応の要否を公開で議論し、継続的に議論していく旨を原子力規制委員会に報告し
ています。

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
これに加え、近年、大飯発電所3号機で発生した応力腐食割れについては、11回開催した公開会合 において事業者の調査・検討内容を聴取し、原子力規制庁は事業者が当該事象の水平展開として実施する検査を監視していくこととしました。な
お、現時点において新たな亀裂は発見されていないことを確認しています。
また、この応力腐食割れの発生原因については、原子力エネル
ギー協議会にワーキンググループが設置され、粒界割れの知
見拡充、検査技術の向上、粒界割れの発生・亀裂評価の観点から検討が行われており、原子力規制庁は公開会合 においてその内容を原子力エネルギー協議会より聴取しています。聴取した内容については技術情報検討会に報告していますので、発生原因についても規制対応が必要と判断された場合には、処置が取られることとなります。
BWRとこれを改良したABWR、地震に被災した発電用原子炉などを発電用原子炉が運転するためには、東京電力福島第一原子力中心に、30年の段階で稼働を認められない原発が数多く出てくる発電所の事故の教訓を踏まえ策定された新規制基準に適合すはずである。危険な発電用原子炉を稼働して国民をリスクにさらることが求められます。この新規制基準では、地震や津波などさないよう、厳格な評価をお願いしたい。
の自然ハザードに対する対策の強化や重大事故対策などを要求しています。
加えて、運転開始後30年を経過している発電用原子炉については、今回の「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」に示した長期施設管理計画の認可を受けなければ、運転をすることは出来ない仕組みとしています。
原子力規制委員会は、「原子力利用における安全の確保」を図るため、原子力利用に当たって必要な水準の安全性が確保されるよう、最新の科学的・技術的知見も取り入れながら規制基

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
準を定め、それへの適合性について、原子力規制委員会が行う審査・検査等を通じて引き続き厳格な規制を実施してまいります。
原発に限らず、すべての部品は設計当時の基準に準じた対応年数
東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制の問題点が想定されています。自動車車検がそうであるように、安全検査として、新たな基準を既設の原発にさかのぼって適用する法は全部品の疲労度を検査するものではありません。許認可行政が的仕組みがなく、常に最新の知見に基づき安全性をはかるこ
安全を保証するものではないことは、福島第一原発事故から人類とがなされなかったことなどが指摘されたことを受け、既設が得た貴重な教訓です。新基準を適用するのは、新基準に準じたの原子力発電所も含めて新しい規制基準への適合を求めてい設計で新設された設備に限定されるべきです。
くバックフィット制度を導入しています。御意見の「新基準を適用するのは、新基準に準じた設計で新設された設備に限定されるべき」については、この制度は新設の設備に限らず、従来の規制基準で設置された設備についても新たな知見を取り入れて、安全性を向上させていくこと目的としており、新設された設備に限定することは、この制度の趣旨に反しているものと考えています。
規制委員会が定めた「高経年化対策実施ガイド」「審査ガイド」
現行の高経年化技術評価の対象となる機器・構造物について
および原子力学会による「ＰＭＬ基準（ＡＥＳＪ-ＳＣ-Ｐ005」
は、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関すは大雑把で，評価する機器・構造物の選択や，個々の機器・構造る審査指針」において安全機能を有する構造物、系統及び機器物に適用される具体的な評価事項や評価手法については事業者として定義されるクラス１、２及び３の機能を有するもの（浸任せで，事業者から提出された「高経年化技術評価書」で書類審
水防護施設に属する機器及び構造物を含む。）並びに常設重大査されるだけである。中性子照射脆化の生データも規制委員会は事故等対処設備に属する機器及び構造物の全てとしていま見て検証していないことも明らかになっている。
す。
なお、審査においては、必要に応じて現地調査を実施しています。
60年以上の原発は海外含めて存在するのでしょうか。調べても分
海外においても６０年営業運転した発電用原子炉の例は、現かりませんでした。存在する見込みで書きますが、その海外の原時点（令和５年１月）ではありません。一方、日本ではまだな

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
発の劣化度合いのデータは収集できてますか。劣化兆候を見るに
い５０年以上の営業運転経験を持つ発電用原子炉は海外に複あたっての重要な情報になるはずです。どのようなデータを持っ数あり、８０年運転のライセンスを持つ発電用原子炉もあるていて、60年以上の運転の判断指標に使えるのか検証しています
ので、それら先行する高経年化炉の情報については、収集に努か。逆にデータがないのであれば、60年以上のデータがないのでめ、得られた新知見は技術情報検討会等において規制への反あれば、何をやっても推測の域になるので、国の立場でデータ収
映の要否等について絶えず検討を行っているところです。
集をやるべきだと思います。どんなデータがあって、今の骨子案が達成できると考えて作成したのか、その背景をデータの観点で説明してください。
海外の原発の知見との比較でどう安全なのかをお示しください。
海外の知見がなければ「ない」ということを国民に告知してください。
2011年の原発事故でその危険性を学びました。老朽化した原発は
東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえれば、「安
さらに危険です。そもそも原発は100％安全でなくては稼働して全神話」につながりかねない「ゼロリスク」
・「絶対的な安全」
はなりません。
という考え方は持つべきでないと思います。
規制委は、電力会社の人材と体制の問題（とくに、稚拙なミスを発電用原子炉設置者には、個別業務の実施に必要な技能及び多発させている体制）があり、「技術的な未熟さ、たるみ、腐敗」
経験を有し、意図した結果を達成するため、必要な力量を備えについて、「規則違反」などの法令違反について深刻に受け止めた要員を業務に充て、力量を確保するために教育訓練等の必ていますか。これらを考えれば、安易に推進側の論理で運転期間要な措置の実施を求めており、今回求めることとなる劣化管延長をするべきではありません。
理のための保安活動についても同様に必要な力量管理が実施されます。
私は東北の沿岸部に住んでいるものですが、次、東北で原発事故
今回お示しした制度は、高経年化した発電用原子炉施設に関が起これば東北は確実にやっていけなくなるだろうと思います。
する必要な安全規制を引き続き厳格に実施できるようにする
東北に限らず、どこかで原発事故が起こればすべての努力が台無ため、原子炉等規制法に定める必要のある法的な枠組みの考
しになります。老朽化による事故のシミュレーションなども広くえ方を示したものです。
国民に伝えてから審議すべきと思います。
新制度では、発電用原子炉設置者の実施する劣化管理の措置が不適切なものであれば、必要に応じて是正や運転停止等を

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
命ずることができるような制度となっています。
高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）につい今回お示しした新たな制度は現行の２制度を統合するものでての意見・40年を超えて運転しようとする時、まだ、実例が存在あり、劣化評価の方法などの技術的内容は、同60年を超えないしない中、その安全性の科学的な根拠が、特定の分野の専門家の範囲については変更する必要はないと判断しています。
みならず、多様な専門家、有識者、市民、また、若者の視点から御指摘の「意見交換」については、新たな制度への移行等に当の多様な意見を踏まえた上での決定が必要だと思います。疑問点
たって被規制者である原子力事業者等とも意見交換を行うたがでれば、一つずつ丁寧に透明性をもって回答することも必要だ
めに実施したものであり、プラント側の審査の担当委員でもと思います。そう考えたときに、意見交換のメンバーが偏りすぎある杉山委員参加のもと、公開の場で実施したものです。
ている事があると思いました。原子力規制委員会から１名のみで当該意見交換の結果や科学的・技術的意見の募集の結果も踏
他は、原子力庁の方だけでは、安全を遵守したものを作るためにまえた上で、様々な専門性を持つ５人の委員で引き続き議論は不十分ではないかと考えます。前述したような多様なメンバー
し、最終的な判断を行うこととなるため「不十分ではないか」
で構成して意見として重視するプロセスを得て決定することをとの御指摘は当たらないものと考えています。
求めます。
高経年化のすでに進行している原子炉については、その経年劣化
規制当局が地元の了解プロセスに関与すべきでないことは東の認められる状況下において、検査を経た上で、使用期限の延長
京電力福島第一原子力発電所事故の教訓の一つであり、安全を行っている旨について、周辺住民の許可を得ているのでしょうに係る規制はそのプロセスからは独立して、科学的・技術的なか?
側面から判断すべきと考えています。したがって、御指摘の「周辺住民の許可を得ているのか」については、規制当局が言及するものではないと考えています。
どのような建造物でも疲労・経年劣化による破壊は逃れられない。放射線による汚染の少ない部分については部品交換を継続することでその破壊を逃れることも可能と言えることもないが、炉心についてはどうするおつもりか。現在、無事に廃炉された原子力発電所の存在は聞いたことがない。安全で継続可能な廃炉方法は未だ実現していないのに、そのまま原子力発電所を増やすつも

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原子力発電所の増設については、原子力利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではないと考えます。

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番号

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7-14

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）に対する直接の意見ではないが関連する意見
意見の概要
考え方
りか。
散らかしたおもちゃを増やすのではなくさっさと片付ける方法を考えてはいかがか。
今後予想される、台湾情勢の悪化を鑑み、ウクライナ情勢のザポ
大型航空機の衝突その他のテロリズムによる重大事故等に対リージャ原発へのロシア軍による軍事攻撃のような事態や、日本処するため特定重大事故等対処施設等の設置を求めています
国内におけるテロ攻撃の想定については、対策としてどのようなが、具体的な想定についてはセキュリティ上の観点からお答
技術的対応がなされているのでしょうか？差し支えない範囲でえできません。また、武力攻撃事態については原子炉等規制法
構いませんので、ご回答の程、宜しくお願い致します。
で対応するものではなく、武力攻撃事態対処法及び国民保護法に基づき必要な対策を講じることになります。
原発は、ロシアのウクライナ攻撃でも明らかなように、攻撃のターゲットにされてしまいます。ましてや日本の原発は、どれも海に面した位置にあり、ひとたまりもありません。このようなことがわかっているのに、今、再稼働・運転期間延長など狂気の沙汰としかいえません。

21

-66-

別紙３

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要
令和５年 月 日
原子力規制委員会
原子力規制委員会は、令和２年７月29日に「発電用原子炉施設の利用をどのく
らいの期間認めることとするかは、原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない」との見解を明らかにしているところである。令和４年12月16日に開催された総合資源エネル
ギー調査会第52回基本政策分科会において、利用政策の観点から運転期間に関する制度を改正する方針が示された。これを受け、高経年化した発電用原子炉に関する必要な安全規制を引き続き厳格に実施できるようにするため、原子炉等規制法に定める必要のある法的な枠組みは、以下のとおりである。
１．
運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、10年を超えない期間における発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称））を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。
２．
１．の認可を受けた長期施設管理計画の期間を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、１．と同様に、10年を超えない期間における長期施設管理計画を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。これ以降も、同様とする。
３．
１．又は２．の認可を受けた長期施設管理計画をその期間中に変更しようとするときは、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。ただし、その変更が軽微なものである場合には、原子力規制委員会に届け出るものとする。
４．
長期施設管理計画を策定し、又は変更しようとするときは、その変更が軽微なものである場合を除き、発電用原子炉施設の劣化の状況に関する技術的な評価（劣化評価）を実施しなければならないものとする。
５．
長期施設管理計画には、計画の期間、劣化評価の方法及びその結果、発電用原子炉施設の劣化を管理するための措置等を記載しなければならない
ものとする。
６．
長期施設管理計画の認可の基準は、劣化評価が適確に実施されていること、発電用原子炉施設の劣化を管理するための措置が災害の防止上支障がな
いものであること及び計画の期間において生じる劣化を考慮しても技術基-67-

準に適合することのいずれにも適合していることとする。
７．
発電用原子炉設置者は、１．又は２．の認可を受けた長期施設管理計画
に従って発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置を講ずるものとする。その講ずべき措置の実施状況を原子力規制委員会が行う原子力規制検査の対象とする。
８．
原子力規制委員会は、認可を受けた長期施設管理計画が６．の基準に適合しないと認めるとき又は発電用原子炉設置者が７．の定めに違反していると認めるときは、発電用原子炉設置者に対し、劣化評価の実施、長期施設管理計画の変更その他発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置を命ずることができるものとする。
９．
原子力規制委員会は、発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の命令に違反したときは、発電用原子炉の設置許可を取り消し、又は１年以内の期間を定めて運転の停止を命ずることができるものとする。
１０． 発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の命令に違反したときについての罰則を設けるほか、１．〜９．を実施するための手数料に関する定めその他所要の定めを設ける。
１１． 新たな制度への円滑な移行を図るため、次のような準備行為その他所要の経過措置を設ける。
① 新制度施行までの一定の期間中、あらかじめ長期施設管理計画の申請及び認可ができるものとすること② 新制度の施行前に認可を受けたときは、新制度が施行された日に、新制
度下での認可を受けたものとみなすこと③ 新制度の施行前に認可を受けていないときは、新制度が施行された日に、新制度下の申請とみなすこと
１２． なお、運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉については、この枠組みの対象とせず、長期停止している発電用原子炉に関する既存の枠組み、すなわち保安規定に定める施設管理に関する特別な措置の中で劣化管理を行うことを求めることとする。
（了）

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高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第５回）
令和４年 12 月 21 日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、高経年化した発電用原子炉の安全規制に関し、第 57 回原子力規制委員会（令和４年 12 月 14 日）において指示のあった意見公募の案についての了承を諮るとともに、当該案に対する科学的・技術的意見の募集の実施及び原子力事業者等との意見交換の実施についての了承を諮るものである。
２．高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）第 48 回原子力規制委員会（令和４年 11 月２日）、第 51 回原子力規制委員会（令和４年 11 月 16 日）、第 55 回原子力規制委員会（令和４年 11 月 30 日）及び第 57 回原子力規制委員会（令和４年 12 月 14 日）において高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討について委員間で討議いただいた。
これらの討議を踏まえ、高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）について別紙１のとおり整理したので了承いただきたい。
３．科学的・技術的意見の募集の実施
別紙１に対し、以下の実施期間及び実施方法で、科学的・技術的意見の募集を行うことについて了承いただきたい。
実施期間：令和４年 12 月 22 日から令和５年１月 20 日まで（30 日間）
実施方法：電子政府の総合窓口（e-Gov）及び郵送
４．原子力事業者等との意見交換
別紙１について、別紙２のとおり杉山原子力規制委員会委員参加の下、公開の場で原子力事業者等との意見交換をすることについて了承いただきたい。
５．今後の予定
上記の科学的・技術的意見の募集の結果及び原子力事業者等との意見交換の結果も踏まえて引き続き検討を加え、改めて原子力規制委員会に高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の案を諮ることとしたい。
○添付資料
別紙１ 高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）
別紙２

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見交換会出席者（案）

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参考１

総合資源エネルギー調査会 基本政策分科会（第 52 回会合）配布資料（抜粋）
参考２ 令和４年度原子力規制委員会第 57 回会議議事録（令和４年 12 月 14 日）（抜粋）
参考３ 第 57 回原子力規制委員会 資料１※参考資料込み

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別紙１

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）
令和４年 月 日
原子力規制委員会
原子力規制委員会は、令和２年７月29日に「発電用原子炉施設の利用をどのく
らいの期間認めることとするかは、原子力の利用の在り方に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではない」との見解を明らかにしているところである。令和４年12月16日に開催された総合資源エネル
ギー調査会第52回基本政策分科会において、利用政策の観点から運転期間に関する制度を改正する方針が示された。これを受け、高経年化した発電用原子炉に関する必要な安全規制を引き続き厳格に実施できるようにするため、原子炉等規制法に定める必要のある法的な枠組みは、以下のとおりである。
１．
運転開始後30年を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、10年を超えない期間における発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称））を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。
２．
１．の認可を受けた長期施設管理計画の期間を超えて発電用原子炉を運転しようとするときは、１．と同様に、10年を超えない期間における長期施設管理計画を策定し、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。これ以降も、同様とする。
３．
１．又は２．の認可を受けた長期施設管理計画をその期間中に変更しようとするときは、原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとする。ただし、その変更が軽微なものである場合には、原子力規制委員会に届け出るものとする。
４．
長期施設管理計画を策定し、又は変更しようとするときは、その変更が軽微なものである場合を除き、発電用原子炉施設の劣化の状況に関する技術的な評価（劣化評価）を実施しなければならないものとする。
５．
長期施設管理計画には、計画の期間、劣化評価の方法及びその結果、発電用原子炉施設の劣化を管理するための措置等を記載しなければならない
ものとする。
６．
長期施設管理計画の認可の基準は、劣化評価が適確に実施されていること、発電用原子炉施設の劣化を管理するための措置が災害の防止上支障がな
いものであること及び計画の期間において生じる劣化を考慮しても技術基準に適合することのいずれにも適合していることとする。

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７．
発電用原子炉設置者は、１．又は２．の認可を受けた長期施設管理計画
に従って発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置を講ずるものとする。その講ずべき措置の実施状況を原子力規制委員会が行う原子力規制検査の対象とする。
８．
原子力規制委員会は、認可を受けた長期施設管理計画が６．の基準に適合しないと認めるとき又は発電用原子炉設置者が７．の定めに違反していると認めるときは、発電用原子炉設置者に対し、劣化評価の実施、長期施設管理計画の変更その他発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置を命ずることができるものとする。
９．
原子力規制委員会は、発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の命令に違反したときは、発電用原子炉の設置許可を取り消し、又は１年以内の期間を定めて運転の停止を命ずることができるものとする。
１０． 発電用原子炉設置者が１．若しくは２．の定めに違反して発電用原子炉を運転したとき又は８．の原子力規制委員会の命令に違反したときについての罰則を設けるほか、１．～９．を実施するための手数料に関する定めその他所要の定めを設ける。
１１． 新たな制度への円滑な移行を図るため、次のような準備行為その他所要の経過措置を設ける。
① 新制度施行までの一定の期間中、あらかじめ長期施設管理計画の申請及び認可ができるものとすること② 新制度の施行前に認可を受けたときは、新制度が施行された日に、新制
度下での認可を受けたものとみなすこと③ 新制度の施行前に認可を受けていないときは、新制度が施行された日に、新制度下の申請とみなすこと
１２． なお、運転開始後30年を超えるが運転しようとしていない発電用原子炉については、この枠組みの対象とせず、長期停止している発電用原子炉に関する既存の枠組み、すなわち保安規定に定める施設管理に関する特別な措置の中で劣化管理を行うことを求めることとする。
（了）

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別紙２

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見交換会
出席者（案）【原子力規制委員会】
杉山智之

原子力規制委員会委員【原子力規制庁職員】
大島俊之

原子力規制部長

金城慎司

原子力規制企画課長

遠山眞

技術基盤課長田口清貴

安全技術管理官（システム安全担当）

湯澤正治

原子力規制企画課課長補佐西崎崇德

原子力規制企画課

塚部暢之

原子力規制企画課

照井裕之

原子力規制企画課

伊藤淳朗

原子力規制企画課※必要に応じて、適宜メンバーの追加等を行う。
※事業者側の参加者等については、ATENAを通じて調整する。
※意見陳述を希望する事業者が参加できるよう、WEBでの開催を予定。

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参考１

総合資源エネルギー調査会

基本政策分科会（第 52 回会合）配布資料（抜粋）

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-75-

参考２

令和４年度原子力規制委員会第57回会議議事録（令和４年12月14日）（抜粋）○山中委員長それでは、特に事務局の方から何か原子力規制委員会に確認しておきたいこととかはございますか。
○金城原子力規制部原子力規制企画課長
ありがとうございました。企画課の金城ですけれども、ある意味、いろいろ御議論いただきたい論点は、資料の説明でもありましたけれども、本日、いろいろと御議論いただいたと思いますので、またこれまでの議論を踏まえて、原子力規制委員会の方で諮っていただくものを準備したいと思います。
以上です。
○山中委員長それでは、本日の議論を踏まえて、これからパブリックコメントにかけるような制度改正案というのをまた原子力規制委員会で議論していかないといけませんので、それに向けて資料の準備をお願いいたします。
○金城原子力規制部原子力規制企画課長
了解しました。

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資料１

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第４回）
令和４年12月14日
原 子 力規 制 庁
１．趣旨
本議題は、高経年化した発電用原子炉の安全規制に関し、第55回原子力規制委
員会（令和４年11月30日）において指示があった新旧制度の移行の在り方及び猶予期間の考え方について検討状況を報告し、委員間で討議いただくものである。
２．経緯
第55回原子力規制委員会1において、現在検討中の「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制」についての３回目の委員間討議が行われた。その結果、現行の２つの規制制度2で実施されている劣化評価等の技術的内容は、運転開始後60年を超えない範囲については変更する必要がなく、当該２つの規制制度を統合する新制度においても引き続き同様に実施していくことを基本とすること、及び、この考え方を踏まえて現行制度から新制度に円滑に移行するための措置（経過措置）を検討することとされた。
３．検討状況
（１）新旧制度の違いと現行制度下での処分の効力
既存の法令が改廃されることにより現行制度が変更される場合には、新たな制度の適用に特例を設けて従来の制度の下での処分をある程度容認することが一般的である。しかし、今回検討している新制度は次のような点で現行制度と異なるため、現行制度の下での処分を容認することが法令上できない。
新制度の「長期施設管理計画3の認可」と現行制度の「運転期間延長認可」は法律に定めがあるが、現行制度の「高経年化技術評価」は法律よりも下位の法令に当たる原子力規制委員会規則に定めがあること
現行制度の「運転期間延長認可」は、「運転することができる期間」を「最大で20年間延長」するものであるが、新制度には「運転することができる期間」
や同期間の「延長」といった概念が存在せず、長期施設管理計画の計画期間も最大で10年間であること
このため、現行制度である「運転期間延長認可」と「高経年化技術評価」は、新
1

第55回原子力規制委員会（令和４年11月30日） 資料１
運転期間延長認可（原子炉等規制法第43条の３の32第５項に規定する運転期間の延長の認可）及び高経
年化技術評価（実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第82条第１項から第３項に規定する経年劣化に関する技術的な評価及びその評価結果に基づき策定された長期施設管理方針に関する保安規定の変更の認可）
3 同計画の名称は、現時点において仮称である。
2-77-

制度が施行された時点でいずれも廃止されることとなり、両制度の下でなされた処分もその時点で効力を失うこととなる。
（２）新制度への円滑な移行のための措置
新制度では、運転開始後30年を超えた発電用原子炉は、長期施設管理計画を定め、原子力規制委員会の認可を受けなければ、運転することができない。したがって、何らの経過措置も設けない場合には、新制度が施行された時点で長期施設管理計画の認可を受けていない発電用原子炉は、現行法に定める法的義務を誠実に履行し基準への適合が確保される見込みがあったとしても、運転を継続することができないことになる。
他方で、現行法に定める法的義務を誠実に履行していたからといって、原子力規制委員会が長期施設管理計画の内容を何ら確認することなく認可を与えることは妥当ではなく、また、長期施設管理計画の認可を受けないで運転することは認められないとする新制度の考え方にもそぐわない。
そこで、新制度が施行されるまでの一定の期間において、次のような準備行為を認め、基準適合性の確認が行える手続きを用意した上で新制度が施行されるようにしてはどうか。
① 新制度施行までの一定の期間中、発電用原子炉設置者は、あらかじめ長期施設管理計画の認可の申請をすることができるものとすること② 原子力規制委員会は、上記①の申請について審査を行い、新制度と同様の要件を満たすものについては認可するものとすること③ 上記②により、新制度の施行前に認可を受けたときは、新制度が施行された日に、新制度下での認可を受けたものとみなすこと④ 新制度の施行前に認可を受けていないときは、上記①の申請は、新制度が施行された日に、新制度下の申請とみなすこと（３）準備行為における審査の在り方
運転開始後30年を超えて運転している発電用原子炉については、現行制度の下で経年劣化に関する技術的内容の確認が既に行われている。例えば、運転開始
後30年目に実施することとされている高経年化技術評価を経て運転している発電用原子炉が、新制度の施行時に運転開始後35年目であった場合、残り５年間についての劣化管理の措置等が同期間の運転を許容し得るものである点については、既に原子力規制委員会の確認を受けていることになる。
このような現行制度下での残存期間を、新制度においてもなお効力を有するものと認める経過措置を法令上設けることはできないが（上記（１）参照）、運転開始後60年を超えない範囲については現行制度で実施されている劣化評価等の技術的内容を変更する必要がない点（上記２．参照）を踏まえれば、準備行為-78-

として申請される最初の長期施設管理計画が現行制度下での残存期間を超えな
い期間について作成される場合には、その劣化評価等の技術的内容の確認については、既に原子力規制委員会として確認している内容を活用して合理的な審査を行うことが可能と考えられ、そのような審査実務となるよう努めることとする。
（４）移行のための措置の期間
上記（２）のような準備行為を認め、新制度の施行前であっても長期施設管理計画の申請及び認可ができるようにする場合、そのために必要な期間をどのように設定するか、次の点にも留意しつつ検討する必要がある。
新制度の細目や実施手順等を定める原子力規制委員会規則の改正やガイド類の整備に一定の時間を要すること
既に運転開始後30年を超えている発電用原子炉が17基あるほか、今後数年以内に新たに同30年を超えるものが複数あり、これらの原子炉についての申請が準備行為のための期間に集中する可能性があること
国会の議決を経て法律が改正された場合、可能な限り速やかに新たな法制度に則した規制に移行する必要があること
なお、発電用原子炉設置者が準備に要する期間は現時点で把握しておらず、考慮していない。今後然るべき時期に把握し、原子力規制委員会に諮ることとしたい。
４．今後の予定
本日の原子力規制委員会における委員間討議の結果を踏まえて引き続き検討を加え、改めて原子力規制委員会に諮ることとしたい。

○参考資料【参考１】第55回原子力規制委員会資料１ ※参考資料込み【参考２】令和４年度原子力規制委員会第55回会議議事録（令和４年11月30日）（抜粋）【参考３】他法令における準備行為の例-79-【参考１】
資料１
高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第３回）
令和４年 11 月 30 日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、第 51 回原子力規制委員会において、高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する制度設計の準備にあたって論点の整理を行うよう指示があったことを踏まえ、整理が必要と考えられる論点のうち、運転開始後 30 年以降の経年劣化に関する技術的な評価の内容について、委員間で討議を行うものである。
２．現行制度の概要（１）高経年化技術評価制度
高経年化技術評価では、30 年以降 10 年毎に、安全機能を有する機器・構造物に対して、発生しているか、又は発生している可能性のある全ての経年劣化事象の中から高経年化対策上着目すべき事象を抽出し、これに対する機器・構造物の健全性の評価（劣化予測等）を行い、現状の施設管理が有効かどうかを確認し、同評価の結果に基づき追加すべき保全策（長期施設管理方針）を策定している（参考１、参考２）。
高経年化技術評価の対象となる機器・構造物については、「発電用軽水型
原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」において安全機能を有する構造物、系統及び機器として定義されるクラス１、２及び３の機能を有するもの（浸水防護施設に属する機器及び構造物を含む。）並
びに常設重大事故等対処設備に属する機器及び構造物の全てとしている。
経年劣化事象の中から高経年化対策上着目すべき事象として、・低サイクル疲労
・中性子照射脆化
・照射誘起型応力腐食割れ
・２相ステンレス鋼の熱時効・電気・計装品の絶縁低下
・コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下の６つの事象については必ず抽出すべき事象としている他、プラント毎に発生するか又は発生が否定できない劣化事象かを評価し、プラントによっては照射誘起型以外の応力腐食割れ、配管減肉などが抽出されている。経年劣化事象のうち、日常的な保守管理において時間経過に伴う特-80-

性変化に対応した劣化管理が的確に行われている経年劣化事象（日常劣化管理事象）については、その発生・進展について評価した上で、高経年化対策上着目すべき事象として抽出することを要しないとしている。
高経年化対策上着目すべき事象に対しては、プラントの運転を開始した
日から 60 年間までを期間として、劣化の発生及び進展（劣化予測等）を評価し、機器・構造物の健全性の評価（健全性評価）を行っている。
健全性評価の例としては、60 年間の供用を仮定した原子炉容器、配管の疲れ累積係数の算出、中性子照射脆化の予測、ケーブル等の絶縁特性低下に係る環境認定試験の実施、コンクリートの中性化や塩分浸透の進展評価等がある。
また、耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象については、経年劣化（減肉等）を加味した機器・構造物の耐震安全性評価を行っている。
これら健全性評価や耐震安全性評価の結果等を踏まえ、必要に応じ、現状の保守管理に追加すべき保全策を抽出し、今後 10 年間で実施すべき保全策を長期施設管理方針として保安規定に記載している。
運転を前提とした高経年化技術評価については、原子力規制委員会発足
後これまで 10 件（30 年目 6 件、40 年目 4 件（※運転期間延長と同時認可））の認可実績がある（参考３）。
（２）運転期間延長認可制度
運転期間延長認可制度では、申請書に①申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のための点検（特別点検）の結果を記載した書類、②延長しようとする期間における運転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化の状況に関する技術的な評価の結果を記載した書類（劣化状況評価書）、③延長しようとする期間における原子炉その他の設備に係る施設管理方針を記載した書類の添付が求められている。
特別点検の実施項目は「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」において、①原子炉容器の母材部等の点検、②原子炉格
納容器の塗膜状態の確認、③コンクリート構造物のコアサンプリングによる強度確認等と定められている（参考４）。
劣化状況評価書では、特別点検の実施結果を考慮した上で、60 年目までの技術基準適合性の説明がなされている。なお、劣化状況評価書の内容
は高経年化技術評価書と同じであり、施設管理方針についても高経年化
技術評価の長期施設管理方針と同じ内容となっている。

-81-

３．技術的な評価の内容の検討
新たな制度における経年劣化に関する技術的な評価の内容について、原子力規制委員会において以下について討議いただきたい。
運転開始後 30 年超及びそれ以降 10 年以内ごとに行う技術的な評価（現行
制度で、30 年目、40 年目、50 年目に実施する評価）について、現行制度
及びこれまでの審査経験なども踏まえ、どのように実施すべきか。
運転開始後 60 年目以降における技術的な評価については、利用政策側での運転期間の在り方の検討結果が明らかにならないと検討の必要性が判断できない。仮に検討が必要な場合でも、40 年、50 年の時点における評価の実績や劣化評価に係る技術的な知見の蓄積を基にする必要があることに加え、実際に技術的な評価を行うのは今から 10 年以上先になることを踏まえ、別途検討開始のタイミングを判断してはどうか。

○参考資料（参考１）高経年化技術評価書の内容／高経年化技術評価の評価フロー（４ページ）（参考２）実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド（５－２１ページ）（参考３）高経年化技術評価（運転前提評価）の認可実績（２２ページ）（参考４）特別点検の点検項目（２３－２４ページ）（参考５）高経年化した原子炉に係る安全規制制度（現行と今後の制度案）（２５ページ）（参考６）前回（第 51 回）原子力規制委員会の資料 （２６－５０ページ）-82-

（参考１）

高経年化技術評価書の内容

高経年化技術評価の評価フロー
安全機能を有する設備を評価の対象

発生、進展が否定できない経年劣化事象を抽出
高経年化技術評価及び高経年化
経年劣化事象の性状を把握し、60 年の供対策の妥当性を審査

用を仮定した健全性を評価

通常の保全計画に加え、必要な高経年化対策を長期施設管理方針として策定
長期施設管理方針（保安規定）を認可
長期施設管理方針に基づく追加保全策を
実施

-83-

原子力規制検査で確認（参考２）

実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド

平成２５年６月１９日
原子力規制委員会（最終改正：令和２年３月３１日）

-84-

目

次

１．用語の定義

・・・・・・・・・

１

２．適用範囲・・・・・・・・・

２

３．１ 高経年化技術評価の実施及び見直し

・・・・・・・・・

２

３．２ 長期施設管理方針の策定及び変更

・・・・・・・・・

８

３．３ 長期施設管理方針の保安規定への反映等

・・・・・・・・・

９

３．４ 長期施設管理方針に基づく施設管理・・・・・・・・・

１０

附則

・・・・・・・・・

１１

・・・・・・・・・

１５（参考）
高経年化技術評価書及び長期施設管理方針に関する
審査等

-85-

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２２第１項及び実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和５３年通商産業省令第７７号。以下「実用炉規則」という。）第８２条の規定に基づく高経年化技術評価の実施及び長期施設管理方針の策定等、原子炉等規制法第４３条の３の２４及び実用炉規則第９２条の規定に基づく保安規定認可及び変更認可の申請書（同条第１項第８号ニ及び第１８号に関するものに限る。）並びにこれらに関する手続について、以下のとおり示す。
なお、上記の手続等に係る要件の技術的内容は、本規程に限定されるものではなく、実用炉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、実用炉規則に適合するものと判断するものである。

記

１．用語の定義
1) 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象
経年に伴い機器・構造物に性能低下を生じさせる事象を経年劣化事象とし、これによる性能低下が、機器・構造物の長期間の供用に伴い、①急速に進展する、②発現頻度が高まる（これまでの性能低下の発現が面的、量的に高まる状態）、③新たに顕在化するなど、性能低下の予測からの乖離の発生が否定できない経年劣化事象。
2) 高経年化技術評価
実用炉規則第８２条第１項、第２項及び第３項に規定する機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価をいう。具体的には、安全機能を有する機器・構造物に発生しているか、又は発生する可能性のある全ての経年劣化事象の中から、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出し、これに対する機器・構造物の健全性について評価を行うとともに、現状の施設管理が有効かどうかを確認し、必要に応じ、追加すべき保全策を抽出すること。
3) 耐震安全性評価
耐震安全性に影響する可能性がある経年劣化事象については、評価対象機器・構造物について経年劣化を加味して耐震重要度クラスに応じた地震力を用いた評価を行い、評価対象機器・構造物の機能維持に対する経年劣化事象の影響を評価すること。
4) 耐津波安全性評価
耐津波安全性に影響する可能性がある経年劣化事象については、評価対象機
1-86-

器・構造物について経年劣化を加味して基準津波による荷重（浸水高、波力等）を用いた評価等を行い、評価対象機器・構造物の機能維持に対する経年劣化事象の影響を評価すること。
5) 高温・高圧の環境下にある機器
運転中に作業員等の出入りが可能な場所において、高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象に起因して機器が損壊し、作業員等に火傷等を引き起こす可能性のある最高使用温度が９５℃を超え、又は最高使用圧力が１９００ｋＰａを超える環境にある機器（原子炉格納容器外にあるものに限る。）をいう。

２．適用範囲本ガイドは、以下の発電用原子炉設置者が高経年化対策として実施する高経年化
技術評価及び長期施設管理方針に関することについて、基本的な要求事項を規定するものである。
① 高経年化技術評価の実施及び見直し② 長期施設管理方針の策定及び変更③ 長期施設管理方針の保安規定への反映等④ 長期施設管理方針に基づく施設管理
具体的には、高経年化技術評価及び長期施設管理方針に関しては、実用炉規則
第８２条の規定に基づく高経年化技術評価の実施及び見直し並びに長期施設管理方
針の策定及び変更、同規則第９２条第１項及び第２項の規定に基づく保安規定認可及び変更認可の申請（同条第１項第８号ニ及び第１８号に関するものに限る。）、並びに同規則第５７条の３の規定に基づく定期事業者検査の報告（同条第３項第３号ハに規定する点検等の方法、実施頻度及び時期（以下「保全計画」という。）に関するものに限る。）に適用する。

３.１ 高経年化技術評価の実施及び見直し
高経年化技術評価の実施及び見直しに当たっては、以下の要求事項を満たすこと。
① 高経年化技術評価の実施体制、実施方法等プロセスを明確にすること。
①を行うに当たっては、社団法人日本原子力学会 日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準：2008」（AESJ-SC-P005:2008）（以下「PLM 基準 2008 版」という。）の６．２ 実施手順及び実施体制を用いることが
2

-87-

できる。
② 高経年化技術評価の対象となる機器・構造物は、発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定。以下「重要度分類指針」という。）において安全機能を有する構
造物、系統及び機器として定義されるクラス１、２及び３の機能を有するもの（実用炉規則別表第二において規定される浸水防護施設に属する機器及び構造物を含む。）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「設置許可基準規則」という。）第４３条第２項に規定される常設重大事故等対処
設備に属する機器及び構造物（以下「機器・構造物」と総称する。）の全てとすること。
ただし、動的機能を有する部分については、通常の施設管理活動において、材料等の経年劣化の影響から生じる性能低下の状況が的確に把握され、的確な対応がなされている場合は、この限りではない。また、定期取替品及び消耗品については、高経年化技術評価の対象部位から除外する。
②を行うに当たっては、ＰＬＭ基準 2008 版の６．３．１ 評価対象機器及び６．
３．３．１ 部位・経年劣化事象の抽出を用いることができる。
③ 高経年化技術評価においては、機器・構造物の運転実績データに加えて、国内外の原子力発電プラントにおける事故・トラブルやプラント設計・点検・補修等のプラント運転経験に係る情報、経年劣化に係る安全基盤研究の成果、経年劣化事象やそのメカニズム解明等の学術情報、及び関連する規制・規格・基準等の最新の情報を適切に反映すること。
また、原子炉等規制法第４３条の３の３２の規定による運転することができる期間の延長を行う発電用原子炉に係る運転開始後４０年を迎えるプラントの高経
年化技術評価には、当該申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のために実施した点検（特別点検）の結果を適切に反映すること。
なお、運転開始後４０年を迎えるプラントの高経年化技術評価を行うに当たっては、３０年時点で実施した高経年化技術評価をその後の運転経験、安全基
盤研究成果等技術的知見をもって検証するとともに、長期施設管理方針の意
図した効果が現実に得られているか等の有効性評価を行い、これら結果を適切に反映すること。また、運転開始後５０年を迎えるプラントも同様とする。
③を行うに当たっては、ＰＬＭ基準 2008 版の３ 最新知見及び運転経験の反3-88-

映を用いることができる。
④ 高経年化技術評価の機器・構造物に発生するか又は発生が否定できない経年劣化事象を抽出し、その発生・進展について評価を行い、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出すること。
ただし、高経年化技術評価の機器・構造物に発生するか又は発生が否定できない経年劣化事象のうち、以下に示す事象のいずれにも該当しないものであって、日常的な施設管理において時間経過に伴う特性変化に対応した劣化管理が的確に行われている経年劣化事象（以下「日常劣化管理事象」という。）
については、その発生・進展について評価を行い、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出することを要しない。この場合、当該日常劣化管理事
象の劣化傾向監視等劣化管理の考え方、方法、計画及び実績を⑩の高経年化技術評価書において明確にすること。
・ 低サイクル疲労
・ 中性子照射脆化
・ 照射誘起型応力腐食割れ
・ ２相ステンレス鋼の熱時効・ 電気・計装品の絶縁低下
・ コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下④を行うに当たっては、ＰＬＭ基準 2008 版の６．３．２ 評価対象事象及び６．３．
３．１ 部位・経年劣化事象の抽出を用いることができる。
⑤ 抽出された高経年化対策上着目すべき経年劣化事象について、以下に規定する期間の満了日までの期間について機器・構造物の健全性評価を行うとともに、必要に応じ現状の施設管理に追加すべき保全策（以下「追加保全策」という。）を抽出すること。
イ 実用炉規則第８２条第１項の規定に基づく高経年化技術評価 プラントの運転を開始した日から６０年間（ただし、⑧ただし書の規定に該当する場合にはプラントの運転を開始した日から４０年間とする。）
ロ 実用炉規則第８２条第２項又は第３項の規定に基づく高経年化技術評価
プラントの運転を開始した日から４０年間に同条第２項又は第３項に規定する延長する期間を加えた期間
中性子照射脆化に係る健全性評価及び追加保全策の抽出に当たっては以下のとおりとすること。

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原子炉等規制法第４３条の３の３２の規定による運転することができる期間の延長を行う発電用原子炉に係る運転開始後４０年を迎える高経年化技術評価
においては、運転開始後３０年を経過する日から１０年以内のできるだけ遅い
時期に監視試験片を取り出し、監視試験を行うこと。なお、監視試験片の取り出し時期は、試験等に要する期間（３年程度を目安）を考慮した上で、３．３①
ロの申請書の提出期限に最も近い定期事業者検査（原則として計画外の原子
炉停止によるものを除く。）の時期とすること。
運転開始後５０年を迎える高経年化技術評価においては、運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し、監視試験を行うこと。
また、加圧水型軽水炉について、これら監視試験結果に基づく健全性評価等を行うに当たっては、以下の事項を反映すること。
・ 監視試験片の中性子照射量に相当する運転経過年数を算出すること。
算出に当たっては当該年数が過大なものとならないよう、将来の設備利用率の値を８０パーセント以上かつ将来の運転の計画を踏まえたより大きな値を設定すること。
・ 照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価及び照射脆化の将来予測を保守的に行うことができる方法による評価を行うこと。
・ 原子炉容器炉心領域内表面から深さ１０ミリメートルの部位における破壊靱性値を用いた加圧熱衝撃評価を行うこと。
⑥ 耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象については、経年劣化を加味した機器・構造物の耐震安全性評価を行い、必要に応じ追加保全策を抽出すること。
実用炉規則第８２条第１項から第３項までの規定による高経年化技術評価に係る耐震安全性評価は、規制基準（当該評価を行う時点後の直近の運転開始
以後３０年、４０年又は５０年を経過する日において適用されているものに限る。）の要求を満たすことが確認された確定した基準地震動及び弾性設計用
地震動を用いた評価を行うこと。当該高経年化技術評価後に、当該評価に用いた基準地震動及び弾性設計用地震動が見直された場合には、高経年化技
術評価を速やかに見直すこと。
⑥を行うに当たっては、ＰＬＭ基準 2008 版の６．３．４ 耐震安全性評価を用いることができる。
⑦ 耐津波安全上考慮する必要のある経年劣化事象については、経年劣化を加味した機器・構造物の耐津波安全性評価を行い、必要に応じ追加保全策を抽出すること。
5-90-

⑧ 高経年化技術評価は、発電用原子炉の運転を断続的に行うことを前提としたもの及び冷温停止状態が維持されることを前提としたもの（燃料が炉心に装荷された状態のものを含む。以下同じ。）の各々について行うこと。
ただし、以下のいずれかに該当する場合については、冷温停止状態が維持されることを前提としたもののみを行うこと。また、イ以外の場合で、現に発生した大規模地震等による影響により長期停止することが明らかな場合について
は、冷温停止状態が維持されることを前提としたもののみを行うことができる。
イ 現に発生した大規模地震等による機器・構造物への直接の影響が生じている又はその有無の調査の実施のために、長期間停止することが明らかな場合
ロ 実用炉規則第８２条第１項又は第３項の規定に基づく高経年化技術評価を行う場合で、運転開始以後３０年又は運転開始以後５０年を経過する日において、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第６号。以下「技術基準規則」という。）（同日において適用されているものに限る。）に定める基準に適合しないものがある場合⑨ 高経年化技術評価は、以下に例示する運転経験や最新の知見等を評価の条
件、評価方法に反映させ、速やかに見直しを行うこと。また、⑧ただし書の規定に該当する場合において、同規定に該当する場合ではなくなった場合も速やかに見直しを行うこと。
・ 材料劣化に係る安全基盤研究の成果
・ これまで想定していなかった部位等における経年劣化事象が原因と考えられる国内外の事故・トラブル
・ 関係法令の制定及び改廃・ 原子力規制委員会からの指示
・ 材料劣化に係る規格・基準類の制定及び改廃
・ 発電用原子炉の運転期間の変更
・ 発電用原子炉の定格熱出力の変更
・ 発電用原子炉の設備利用率（実績）から算出した原子炉容器の中性子照射量・ 点検・補修・取替えの実績
また、運転開始後４５年を経過する日から１年以内、及び運転開始後５５年を経過する日から１年以内に、上記に例示する運転経験や最新の知見等を評価し、高経年化技術評価の条件、評価方法への反映の要否について確認を行う
6

-91-

こと。
⑩ 高経年化技術評価を実施又は見直しをした場合は、下記の事項を記載した書類（以下「高経年化技術評価書」という。）を作成又は見直すこと。
イ プラント概要
ロ プラント運転実績
ハ ３．３①に規定する期間に行う申請の時点において、技術基準規則（当該申請を行う時点後の直近の運転開始以後３０年、４０年又は５０年を経過す
る日において適用されているものに限る。）に定める基準に適合していないものがある場合には、当該基準への適合に向けた取組及びそのスケジュー
ル（原子炉等規制法第４３条の３の３２の規定による運転することができる期間の延長を行う発電用原子炉に係る運転開始後４０年を迎える高経年化技
術評価においては、設置許可基準規則第４３条第２項に規定される可搬型
重大事故等対処設備についても該当するものがある場合は記載すること。）
ニ 発生した主な経年劣化事象
ホ 主な補修・取替え実績
へ 原子炉等規制法第４３条の３の３２第４項の規定による申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のために実施した点検（特別点検）の結果（運転開始後４０年を迎えるプラントの高経
年化技術評価を行う場合に限る。）
ト 高経年化技術評価の実施体制
・ 評価の実施に係る組織・ 評価の方法
・ 評価の実施に係る工程管理
・ 評価において協力した事業者がある場合には、当該事業者の管理に関する事項
・ 評価記録の管理に関する事項
・ 評価に係る教育訓練に関する事項
チ 高経年化技術評価の実施年月日
リ 高経年化技術評価を実施した者の氏名
ヌ 高経年化技術評価の個別実施手順
ル 高経年化技術評価の対象とした機器・構造物
ヲ 国内外の原子力プラントの運転経験の反映
ワ 最新の技術的知見の反映
カ 機器・構造物ごとに発生が否定できない経年劣化事象
ヨ 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出
タ 健全性評価結果
レ 健全性評価結果に基づいて補修等の措置を講じたときは、その内容
ソ 現状の施設管理の評価結果
7-92-

ツ 追加すべき保全策⑪ 高経年化技術評価書を作成又は見直すに当たっては、以下のとおりとすること。
イ ３.１④ただし書により日常劣化管理事象としたものについては、⑩ヨの事項
において、その理由（経年劣化事象の劣化傾向監視等劣化管理の考え方、
方法、計画及び実績）を記載すること。
ロ 高経年化技術評価の実施又は見直しに当たって使用した文献類は、出典を明確にすること。

３.２ 長期施設管理方針の策定及び変更
長期施設管理方針の策定及び変更に当たっては、以下の要求事項を満たすこと。
① 高経年化技術評価の結果抽出された全ての追加保全策（発電用原子炉の運転を断続的に行うことを前提として抽出されたもの及び冷温停止状態が維持されることを前提として抽出されたものの全て。）について、発電用原子炉ごとに、施設管理の項目及び当該項目ごとの実施時期を規定した長期施設管理方針を策定すること。
なお、高経年化技術評価の結果抽出された追加保全策について、発電用原子炉の運転を断続的に行うことを前提とした評価から抽出されたものと冷温停止状態が維持されることを前提とした評価から抽出されたものの間で、その対象の経年劣化事象及び機器・構造物の部位が重複するものについては、双方の追加保全策を踏まえた保守的な長期施設管理方針を策定すること。
ただし、冷温停止が維持されることを前提とした高経年化技術評価のみを行う
場合はその限りでない。
② 原子炉等規制法第４３条の３の３２の規定による運転することができる期間の延長を行う発電用原子炉に係る運転開始後４０年を迎える高経年化技術評価に伴い策定する長期施設管理方針については、上記の追加保全策から抽出した項目にさらに３．１⑤に規定する運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し、当該監視試験片に基づき監視試験を行うことを加えること。
③ 長期施設管理方針の適用期間の始期は、以下のとおりとすること。

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イ 実用炉規則第８２条第１項の規定に基づき策定されたものについては、運転開始後３０年を経過する日
ロ 同規則第８２条第２項の規定に基づき策定されたものについては、運転開始後４０年を経過する日
ハ 同規則第８２条第３項の規定に基づき策定されたものについては、運転開始後５０年を経過する日④ 長期施設管理方針は、高経年化技術評価の見直しの結果、追加保全策に変更があった場合、速やかに変更すること。
なお、高経年化技術評価の見直しの結果、追加保全策に変更がなく、長期施設管理方針の変更の必要がないと判断した場合は、高経年化技術評価書においてその理由を明確にすること。

３.３ 長期施設管理方針の保安規定への反映等
長期施設管理方針に係る保安規定認可又は変更認可の申請に当たっては、発電用原子炉ごとに、以下の要求事項を満たすこと。
① 長期施設管理方針の保安規定への反映に係る申請は、以下の期間に行うこと。ただし、合理的な理由がある場合にはこの限りではない。
イ 実用炉規則第８２条第１項の規定に係るものについては、運転開始後２８
年９月を経過する日から３月以内
ロ 同規則第８２条第２項の規定に係るものについては、運転開始後３９年を経過した日までで、かつ、原子炉等規制法第４３条の３の３２第４項の規定による申請の当該申請日以降
ハ 同規則第８２条第３項の規定に係るものについては、運転開始後４８年９月を経過する日から３月以内② 変更された長期施設管理方針の保安規定への反映に係る申請は、当該方針の変更後速やかに行うこと。
③ 長期施設管理方針の始期及び適用期間を明確にすること。
④ 長期施設管理方針策定の前提とした高経年化技術評価に係る３．１⑧に規定する前提条件（「断続的運転及び冷温停止状態維持」又は「冷温停止状態維持」）を明確にすること。

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⑤ 実用炉規則第９２条第２項第２号に規定する添付書類（同規則第８２条第１項、第２項若しくは第３項の評価の結果又は第４項の見直しの結果を記載した書類）は、３.１に基づき作成された高経年化技術評価書とすること。
ただし、機器・構造物のうち、重要度分類指針クラス３の機能を有するものであって、高温・高圧の環境下にある機器以外のものについては、長期施設管理方針の策定又は変更の対象としたものを除き、３.１⑩チからツまでの事項の記載を要しないものとする。
また、高経年化技術評価の見直しを行った場合は、見直しをした事項以外のものの記載を要しないものとする。
⑥ 実用炉規則第８２条第１項から第３項までの規定による高経年化技術評価及び長期施設管理方針の策定に係る保安規定認可又は変更認可申請書については、その提出の時点後の直近の運転開始以後３０年、４０年又は５０年を経過する日までの将来の見込み（同日において適用されている技術基準規則に定める基準に適合させる見込み又は原子炉等規制法第４３条の３の３２第２項の規定による認可の処分を受ける見込み（当該認可に係る延長する期間を含む。））に基づき策定し提出すること。当該見込みの変更に伴い当該提出書類の内容を変更する場合にあっては、直ちに補正すること。
⑦ ①ロに規定する期間に行う申請の時点において、３．１⑩タに規定する健全性
評価結果の全ての評価結果を示すことができない場合には、実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準（原管Ｐ発第 1311271 号（平成２５年１１月
２７日原子力規制委員会決定））２．の表の評価対象事象又は評価事項ごとにその結果を追って申請の補正として示すことができる。この場合において、最初の申請書には全ての評価結果をそろえるまでの取組及びそのスケジュールを記載すること。なお、当該評価結果に関する長期施設管理方針について、当該評価結果と合わせて申請の補正として示すことができる。

３.４ 長期施設管理方針に基づく施設管理
長期施設管理方針に基づく施設管理に係る保全計画への反映等に当たっては、以下の要求事項を満たすこと。
① 保安規定認可又は変更認可を受けた長期施設管理方針に基づく施設管理の
うち、検査に該当するものについては、定期事業者検査として実施するものと
すること。

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② 保安規定認可又は変更認可を受けた長期施設管理方針に基づく施設管理について、実用炉規則第５７条の３第２項、第４項及び第５項の規定に基づく原子力規制委員会への提出の有無に関わらず、当該長期施設管理方針の始期の前日までに以下を行うこと。
・当該長期施設管理方針の始期が属する期間に実施するものとして定めた保全計画への、当該期間内に実施する施設管理の反映。
・当該長期施設管理方針の始期が属する期間に実施するものとして定めた保全計画に反映された施設管理について、定期事業者検査を実施中の発電用原子炉施設にあっては実用炉規則第５７条の３第４項に規定する書類、それ以外のものにあっては同条第３項第６号に規定する評価に相当する評価の結果を記載した書類への反映。
③ ②を行う場合、別添様式の長期施設管理方針実施状況総括表を作成し、長期施設管理方針に基づく施設管理の実施状況を明確にすること。また、実用炉
規則第５７条の３第２項の規定に基づく報告書の提出又は同条第４項の規定に基づく書類の提出を行う場合、作成した別添様式の長期施設管理方針実施状況総括表を添付すること。
④ 高経年化技術評価の見直しを行い、保全計画を変更する場合は、実用炉規則第５７条の３第２項、第４項及び第５項の規定に基づく原子力規制委員会への提出の有無に関わらず、当該見直しの結果を、定期事業者検査を実施中の発電用原子炉施設にあっては同条第４項に規定する書類、それ以外のものにあっては同条第３項第６号に規定する評価に相当する評価の結果を記載した
書類において明確にすること。

附 則（平成２５年６月１９日）
1) 適用時期
このガイドは、平成２５年７月８日から適用する。
2) 経過措置① 実用炉規則第８２条第１項から第３項までの規定による高経年化技術評価を行う場
合で、技術基準規則（当該評価を行う時点後の直近の運転開始以後３０年を経過す
る日又は以降１０年ごとの日において適用されているものに限る。）に定める基準に適合しないものがある場合の、このガイド３．１⑥の耐震安全性評価については、発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（平成１８年９月１９日原子力安全委員
会決定。以下「耐震指針」という。）によるＳクラスの施設並びにＳクラスの施設に波及
的破損を生じさせるおそれのあるＢクラス及びＣクラスの施設については、耐震指針
による基準地震動Ｓｓによる評価を行うこと。
② 原子力規制委員会設置法（平成２４年法律第４７号。以下「設置法」という。）附則第
11

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２５条第２項の規定の適用を受ける既設発電用原子炉（同条第１項に規定する既設発電用原子炉をいう。以下同じ。）についてのこのガイド３．１⑧の適用については、「ハ 実用炉規則第８２条第２項第２号の規定に基づく高経年化技術評価を行う場合（原子炉等規制法第４３条の３の３２の規定による運転することができる期間の延長を行うものに限る。） 延長する期間を経過した日から運転開始以後５０年を経過する日まで ニ 実用炉規則第８２条第２項第２号の規定に基づく高経年化技術評価を行う場合で、かつ、ハ以外の場合 運転開始後４０年を経過する日から１０年間」とあるのは「ハ 実用炉規則第８２条第２項の規定に基づく高経年化技術評価を行う場合
で、運転開始以後４０年を経過する日において、技術基準規則（運転開始以後４０年を経過する日において適用されているものに限る。）に定める基準に適合しないものがある場合 運転開始後４０年を経過する日から１０年間」とする。
③ 「実用発電用原子炉における高経年化対策に係る事業者からの保安規定変更認可
申請の時期について（指示）」（原管Ｐ発第１３０６１２１号（平成２５年６月１２日原子力規制委員会決定）。以下「指示文書」という。）１．又は２．に該当する場合のこのガイ
ド３．３①の適用については以下のとおりとする。
イ 指示文書１．に該当するものについてのこのガイド３．３①イの適用については、「運転開始後２８年９月を経過する日から３月以内」とあるのは「原子力規制委員会
設置法附則第１条第４号に掲げる規定の施行日（以下「改正法施行日」という。）から運転開始以後３０年を経過する日の６月前までの間」とする。
ロ 指示文書２．に該当するものについてのこのガイド３．３①ロの適用については、「運転開始後３８年９月を経過する日から３月以内で、かつ、原子炉等規制法第４３
条の３の３２第４項の規定により申請をする場合は当該申請日以降」とあるのは「改正法施行日から運転開始以後４０年を経過する日の６月前までの間」とする。
④ 設置法附則第２５条第２項の規定の適用を受ける既設発電用原子炉（同条第１項に規定する既設発電用原子炉をいう。③ロに該当するものを除く。以下同じ。）についてのこのガイド３．３①ロの適用については、「運転開始後３８年９月を経過する日から３月以内で、かつ、原子炉等規制法第４３条の３の３２第４項の規定により申請をする場合は当該申請日以降」とあるのは「運転開始後３８年９月を経過する日から３月以内」とする。
⑤ 原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第４号）附則第１０条第４項の規定による原子炉等規制法第４３条の３の２４第１項の規定による保安規定の変更の認可の申請は、以下の各号に掲げる場合の区分に応じ、当該各号に定める期間に行うこと。
イ 原子炉等規制法第４３条の３の３２第４項の規定による申請の日の前日までに、
原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則附則
第１０条第３項の規定により読み替えて適用される実用炉規則第８２条第２項の規定に基づき策定された長期保守管理方針の保安規定への反映に係る保安規定認可又は変更認可の処分があった場合 原子炉等規制法第４３条の３の３２第１項の発電用原子炉を運転することができる期間の満了前１年以上１年３月以内であって、かつ、同条第４項の規定による申請をした日以降
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ロ イに掲げる場合以外の場合 実用炉規則第８２条第２項の規定に基づき策定された長期保守管理方針の保安規定への反映に係る保安規定認可又は変更認可の処分のあった日から起算して１月以内
附 則（平成２５年１２月６日）
1) この規程は、平成２５年１２月１８日から施行する。
2) この規程による改正前の定期安全レビューに関する規定の適用については、この規程の施行日以後初めて原子炉等規制法第４３条の３の２９第３項の規定による届出をするまでの間は、なおその効力を有する。
附 則（平成２７年１０月７日）
1) この規程は、平成２８年１月１日から施行する。
附 則（平成２８年１１月２日）
1) この規程は、平成２８年１１月２日から施行する。
附 則（平成２９年９月２０日）
1) この規程は、平成２９年９月２８日から施行する。
附 則（令和２年３月３１日）
1) この規程は、この規程は、原子力利用における安全対策の強化のための核原料物
質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の一部を改正する法律（平成２９年法律第１５号）第３条の規定の施行の日（令和２年４月１日）から施行する。

13

-98-

14

-99-

備考

長期施設
管理方針
Ｎｏ．

様式

部位と経年劣化事象

活動項目

実施時期

第○○
保全サイクル
実施計画
進ちょく
状況

備 考

４．備考の欄には、保全計画、実用炉規則第５７条の３第４項に規定する書類又は同条第３項第６号に規定する評価に相当する評価の結果を記載した書類中の該当箇所を明確にすること。

３．進ちょく状況の欄には、未実施、実施中又は実施済の別を記載し、実施実績がある場合はこれを記載すること。

２．第○○保全サイクル実施計画の欄には、実施するものがある場合は「○」を、実施するものがない場合は「－」を記載すること。

１．活動項目の欄には、長期施設管理方針を具体化した施設管理の内容の全てを記載すること。

機器又は系統名

長期施設管理方針に基づく活動内容

長期施設管理方針実施状況総括表

（参考）
高経年化技術評価書及び長期施設管理方針に関する審査等① 高経年化技術評価書及び長期施設管理方針に関する審査等については、別途定める「実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド」、「実用発電用原子炉施設における高経年化対策技術資料集」等を用いて実施することとし、必要に応じて原子力規制検査を実施する。
② 機器・構造物のうち、重要度分類指針クラス１、２の機能を有するもの、重要度分類指針クラス３の機能を有するものであって高温・高圧の環境下にある機器及び重要度分類指針クラス３の機能を有するものであって高温・高圧の環境下にある機器以外のものについて長期施設管理方針が策定されたもの（実用炉規則別表第二において規定される浸水防護施設に属する機器及び構造物を含む。）並びに設置許可基準規則第４３条第２項に規定される常設重大事故
等対処設備に属する機器及び構造物について、発電用原子炉設置者の高経
年化技術評価の実施体制、実施方法及び実施結果並びに長期施設管理方針が適切であることを確認する。
③ 上記②以外の機器・構造物について、発電用原子炉設置者の高経年化技術評価の実施体制が適切であることを確認する。
④ 発電用原子炉設置者が実施する長期保守管理方針に基づく追加的な保全策については、その安全上の重要度等に応じ、原子力規制検査により、その実施状況を確認する。

15

-100-

（参考３）

高経年化技術評価（運転前提評価）の認可実績（原子力規制委員会発足後）
事業者

号炉（時期）

認可日

九州電力（株）

川内１号（30 年）

2015 年 8 月 5 日

九州電力（株）川内２号（30 年）

2015 年 11 月 18 日

関西電力（株）高浜３号（30 年）

2015 年 11 月 18 日

関西電力（株）高浜４号（30 年）

2015 年 11 月 18 日

関西電力（株）高浜１号（40 年）

2016 年 6 月 20 日※

関西電力（株）高浜２号（40 年）

2016 年 6 月 20 日※

関西電力（株）美浜３号（40 年）

2016 年 11 月 16 日※

日本原子力発電（株） 東海第二（40 年）

2018 年 11 月 7 日※

関西電力（株）大飯３号（30 年）

2021 年 11 月 24 日

関西電力（株）大飯４号（30 年）

2022 年 8 月 24 日

※ 運転期間延長認可と同日認可-101-

（参考４）
特別点検の実施項目
加圧水型軽水炉
対象設備
原子炉容器

対象の部位

点検方法/点検項目（参考）通常の点検方法

・母材及び溶接部

・超音波探傷検査（UT）によ・溶接部のみ UT を実施（炉心領域 100％）

る欠陥の有無の確認

・一次冷却材ノズル

・表面検査又は渦流探傷試コーナー部（最も疲験による欠陥の有無の確認

・UT 検査実施

労損傷係数が高い
部位）
・炉内計装筒（BMI） 目視試験（MVT-1）による炉・漏えい試験及びベアメタ（全数） 等

ル検査実施

内側からの溶接部の欠陥の有無の確認及び BMI 内表面の表面検査又は渦流探傷試
験による欠陥の有無の確認

原子炉格納容器・原子炉格納容器鋼・目視による塗膜状態の確板（接近できる全検

認・漏えい率試験等

査可能範囲）
・プレストレスコン

・コアサンプリングによるクリート製原子炉格

強度、遮蔽能力、中性化、塩納容器

分浸透及びアルカリ骨材反・目視及び非破壊検査実施

応の確認
コンクリート構造物

・原子炉設備の安全・コアサンプリングによる性を確保するための強度、遮蔽能力、中性化、塩機能を有するコンク

分浸透及びアルカリ骨材反リート構造物（一次

応の確認

・目視及び非破壊検査実施

遮へい壁 等）沸騰水型軽水炉
対象設備
原子炉圧力容器

対象の部位

点検方法/点検項目（参考）通常の点検方法

・母材及び溶接部

・UT による欠陥の有無の確

・溶接部のみ UT を実施（炉心領域、 接近で認きる全検査可能範囲）・給水ノズルコーナ

・表面検査又は渦流探傷試-102-・UT 検査実施

ー 部（最も疲労損傷

験による欠陥の有無の確認

係数が高い 部位）・制御棒駆動機構

・MVT-1 による炉内側からの（CRD）スタブチュー

溶接部の欠陥の有無の確認

ブ、炉内計装設備

及びハウジング内表面の表（ICM）ハウジング

面検査又は渦流探傷試験に（全数）等

よる欠陥の有無の確認

・基礎ボルト（全数） ・UT によるボルト内部の欠・漏えい試験実施

・外観目視検査実施

陥の有無の確認
原子炉格納容器・原子炉格納容器鋼・目視による塗膜状態の確板（接近できる全検

認・漏えい率試験等

査可能範囲）
・鉄筋コンクリート・コアサンプリングによる製原子炉格納容器

強度、遮蔽能力、中性化及び・目視及び非破壊検査実施

アルカリ骨材反応の確認
コンクリート構造物

・原子炉設備の安全・コアサンプリングによる性を確保するための強度、遮蔽能力、中性化、塩機能を有するコンク

分浸透及びアルカリ骨材反リート構造物（原子応の確認

炉圧力容器ペデスタ
ル又はこれに準ずる
部位 等）

-103-

・目視及び非破壊検査実施

高経年化した原子炉に係る安全規制制度（現行と今後の制度案）
高経年化技術評価制度
運転開始後30年のタイミング（以降10年ごと）で、事業者が原子炉施設を安全に運転・管理するために定める保安規定について、経年劣化に関する技術的な評価結果やこれを踏まえた長期施設管理方針が災害の防止上支障がないことを審査
１０年ごとの審査・認可

現行

１０年ごとの審査・認可

・技術評価結果※ 認・長期施設管理方針 可

申請

申請

申請

認
・技術評価結果
・長期施設管理方針 可（参考５）

・技術評価結果
認・長期施設管理方針 可

運転期間延長認可制度
運転開始後40年のタイミングで、劣化状態の点検結果、劣化状況に関する技術評価結果やこれを踏まえた施設管理方針から原子炉施設の技術基準適合性を審査

申請

統合・特別点検結果
・技術評価結果※ 認・長期施設管理方針 可

最大２０年の運転延長※特別点検を結果を踏まえた評価検討案

検討中の制度案イメージ

運転開始後30年を超えて運転するタイミング（以降10年以内ごと）で、長期施設管理計画（現在の長期施設管理方針の内容に加え、劣化状態の点検方法及び結果、経年劣化に関する技術的な評価方法及び結果等）から災害の防止上支障がないこと及び原子炉施設の技術基準適合性を審査
長期施設管理計画
・長期施設管理方
針
申 ・劣化状態の点検
請 方法・結果
・技術評価の方法・結果 等認可

１０年以内ごとの審査・認可

運転開始後３０年

１０年以内ごとの審査・認可

１０年以内ごとの審査・認可※運転期間については利用政策側が検討

運転開始後４０年-104-

運転開始後５０年

運転開始後６０年

（参考６）

資料１

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討（第２回）
令和４年11月16日
原子力規制庁
１．趣旨
本議題は、高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する第48回原子力規制委員会における議論を反映した原子力規制庁の検討案について委員間で討議し、同案を用いて事業者意見を聴取することについての了承を諮るものである。
２．経緯
第48回原子力規制委員会1において、原子力規制庁は、高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討状況を報告し（参考１）、原子力規制委員会から、委員間討議の内容を踏まえて更に検討を進め、改めて諮るよう指示を受けた。
３．検討状況
（１）検討の前提
原子力規制委員会は、運転期間の在り方は原子力利用に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではないとの見解2を確認しており、利用政策側が原子炉等規制法に定められた運転期間の定めを変更しようと検討を進めていることへの対応として、必要な安全規制を継続して実施できるようにするため制度設計の準備を進めているものである。原子力規制委
員会が利用政策側に先んじて自ら当該定めを変更することはなく、仮に利用政策側が当該定めを変更しない場合には原子力規制委員会も変更することはない。
（２）検討案
運転期間に関する定めが原子炉等規制法から他法令に移される場合でも必要な安全規制を継続して実施できるようにするため、運転期間延長認可3と高経年

1

第48回原子力規制委員会（令和４年11月２日） 資料１「運転期間延長認可の審査と長期停止期間中の発電用原子炉施設の経年劣化との関係に関する見解」（令和２年７月29日原子力規制委員会）
3
原子炉等規制法第43条の３の32第5項に規定する運転期間の延長の認可をいう。
2

-105-

化技術評価4を統合し、その法的な枠組みを原子炉等規制法に定める。その際、次のように措置する。
① 運転開始後30年5を超えて運転しようとするときは、10年5を超えない期間ごとに、あらかじめ、劣化の状況を把握し、経年劣化に関する技術的な評価を行うとともに、その結果に基づいて、発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画（仮称））を策定することを義務付ける。
② 長期施設管理計画は原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとし（変更するときも同じ）、認可を受けた計画に従って劣化管理のために必要な措置を講ずることを義務付ける。その講ずべき措置の実施状況を、原子力規制委員会が行う原子力規制検査6の対象とする。
③ 長期施設管理計画の認可を受けないで運転したときは、原子力規制委員会は設置許可を取り消し、又は運転停止を命ずることができるものとする。
④ 長期施設管理計画の認可基準は、同計画に示された劣化管理の方法等が災害の防止上支障がないことに加えて、運転しようとする期間において生じる劣化を考慮しても技術基準7に適合することとする。
⑤ 長期施設管理計画の認可を受けた後に認可基準に適合しないおそれが生じた場合には、安全上の必要に応じて、同計画の変更や劣化評価のやり直しなど必要な措置を命ずることができるものとする。
（３）前回委員会で議論・指摘があった事項
ア

設計の古さについて
新規制基準が平成25年７月に施行された後、同基準への適合が確認されないまま廃止措置8に至った発電用原子炉が複数ある。これらの多くが高経年化した発電用原子炉であり、系統分離の強化やハザード評価の厳格化、重大事故等対策など、従来はなかった新規制基準の要求が、設計の古さに課題をかかえる
発電用原子炉にとって高い技術的なハードルとなったと考えられる。
規制基準は、今後も必要があれば最新知見を反映して要求事項が追加されて4

実用炉規則第82条第１項から第3項に規定する経年劣化に関する技術的な評価及びその評価結果に基づき策定された長期施設管理方針に関する保安規定の変更の認可をいう。

5

暦年。

6

原子炉等規制法第61条の２の２参照。
原子炉等規制法第43条の３の14参照。
8
原子炉等規制法第43条の３の34参照。
7

-106-

いくが、仮に高経年化した発電用原子炉がその設計の古さに起因して「劣化を考慮しても技術基準に適合する」ことができない場合には、その後の運転はできない仕組みとすることを検討している。また、長期施設管理計画の認可を受けた後に新たな要求事項が技術基準に追加された場合、劣化を考慮した上で当該基準に適合することが求められる仕組みとすることも検討している。
イ

未適合炉の扱いについて
新規制基準の施行後、同基準への適合性が確認されていない発電用原子炉（未適合炉）は運転することができず、長期間にわたって冷温停止状態にある。
現行の実用炉規則（81条）は、「発電用原子炉の運転を相当期間停止する場
合」には「特別な措置を講ずること」を求めており、この規定に基づき、長期間にわたって冷温停止状態にある未適合炉の「特別な施設管理計画」が策定されている。
高経年化技術評価は、長期間にわたって冷温停止状態にある未適合炉についても実施されている。これまでに15件（30年目11件、40年目４件）の実績があり（参考２）、主として、運転状態にかかわらず劣化するコンクリートやケーブル等を対象に劣化評価が行われているが、その評価の結果として、「特別な施設管理計画」に加えて劣化管理をしなければならない事項は、いずれの評価においても抽出されていない。
こうした規制経験を踏まえると、今後は「特別な施設管理計画」の中で未適合炉の劣化評価も併せて実施することで対応できると考えており、これを前提として上記（２）の検討案では、冷温停止を維持している未適合炉に同検討案．．．．．．．．
が適用されないよう「運転開始後30年を超えて運転しようとするとき」とすることを検討している。
これにより、すでに運転開始後30年を経過し「特別な施設管理計画」に基づく措置を講じている未適合炉は、規制基準への適合確認だけでなく長期施設管理計画の認可も受けなければ、運転を再開することはできない仕組みとすることを検討している。
ウ「10年を超えない期間」について
多くの場合、劣化評価の期間は、取替困難な機器等についての劣化進展が十分な精度で予測できる期間によって決まるため、その劣化評価の不確かさの増-107-

加により劣化進展の予測精度が低下するような場合には、劣化評価の期間は短縮する方向、すなわち、より頻繁に劣化評価が求められることになると考えられる。10年間の劣化進展を十分な精度で予測することが技術的に困難である場
合は、10年よりも短い期間で劣化評価を行う仕組みとすることを検討している。
なお、劣化評価の期間は、個々の施設の劣化状態や経年数等を踏まえ、発電用原子炉設置者が自ら定め、これを長期施設管理計画に記載して申請することを想定しており、劣化進展を十分な精度で予測することができる期間については同設置者が一義的な挙証責任を有し、原子力規制委員会はその劣化評価が適切に実施されているかどうかを確認する仕組みとすることを検討している。
（４）現行規制との比較
長期施設管理計画において、劣化把握のための点検等の方法や結果、経年劣化に関する技術的な評価の方法や結果など、施設の劣化状態や劣化予測に関するより詳細な記載を求め、10年を超えない期間ごとに審査することで、現行規制と比較して、重要な劣化事象の兆候を的確に把握し、その結果を劣化管理に関する保全活動に反映することが容易になる。
また、同計画に記載される点検・評価の方法及びその結果の妥当性は、同計画の認可の可否を判断する際の前提となるものであるが、同計画の認可後に点検・評価の方法等に関する新たな科学的知見が得られたこと等により、事後的に当該認可の前提に安全上の疑義が生じたような場合には、追加点検の実施や劣化評価のやり直しなどの安全上必要な措置を、現行規制よりも柔軟かつ機動的に命ずることができるようになる。
４．今後の予定
上記３．の検討案を用いて事業者の意見を聴取することについての原子力規制委員会の了承が得られれば、杉山原子力規制委員会委員参加の下で事業者意見を聴取する公開の場を設けることとしたい（参考３）。
本日の委員間討議及び上記の事業者意見の結果を踏まえて引き続き検討を進め、改めて原子力規制委員会に諮ることとしたい。

-108-

〇参考資料【参考１】

前回委員会の資料 ※参考資料込み【参考２】

冷温停止プラント高経年化技術評価実績【参考３】

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見聴取会出席者（案）【参考４】

第48回原子力規制委員会議事録 抜粋（令和４年11月２日）-109-

【参考１】
資料 1

高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討
令和４年11月２日
原子力規制庁
１．趣旨
本議題は、第42回原子力規制委員会（令和４年10月５日）で議論された、高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の在り方について、委員間で討議を行うものである。
２．経緯
原子炉等規制法1は、発電用原子炉を運転することができる期間（以下「運転期間」という。）を40年とし、原子力規制委員会の認可を受けて１回に限り延長することができると規定している。延長することができる期間は、20年を超えない期間とされている。2
第42回原子力規制委員会3において、資源エネルギー庁は、原子力利用政策の観点から運転期間を見直すための検討を進めていることを明らかにし、運転期間を延長するためには関係法令の改正を含めた制度整備を行う必要があるとの見通しを示した。また、運転期間は、現行の原子炉等規制法ではなく、原子力利用省庁が所管する法令で定める方が適切であるとの見解を示した上で、見直しに付随して生ずる必要な安全規制の整備・整理については、原子力利用省庁がその内容に触れることはできず、安全規制を所掌する原子力規制委員会が検討するものとの考えを示した。
原子力規制委員会は、運転期間の在り方は原子力利用に関する政策判断にほかならず、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではないとした見解（令和２年７月29日）4に変更はないことを改めて確認した上で、高経年化した発電用原子炉の安全確認に関する厳正な規制が損なわれることがないよう、法的な側面も含めて今後検討する必要があるとし、原子力規制庁に案の検討を指示した。

1

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号）
同法第43条の３の32第１項から第３項
3
第42回原子力規制委員会（令和４年10月５日） 資料1-2
4
令和２年第18回原子力規制委員会（令和２年７月29日） 資料５
2

-110-

1

３．検討状況
原子力規制委員会からの指示及び第42回原子力規制委員会における議論を踏
まえ、これまでに原子力規制庁において検討した主な内容は以下のとおり。

（１）現行規制の概要
高経年化した発電用原子炉に関する現行の安全規制には、原子炉等規制法第43条の３の32第５項に規定する運転期間の延長の認可（以下「運転期間延長認可」という。）と、実用炉規則5第82条第１項から第３項に規定する経年劣化に関する技術的な評価及びその評価の結果に基づき策定された長期施設管理方
針に関する保安規定6の変更の認可7（以下「高経年化技術評価」という。）がある（参考１）。これらの現行規制の概要は以下のとおり。
運転期間延長認可における安全規制では、運転開始後40年を迎えた時点で、１回に限り、劣化評価等が要求されている。高経年化技術評価では、運転開始後30年を迎えた時点で、かつ、それ以降10年ごとに、劣化評価等が要求されている。
運転期間延長認可における安全規制では、延長しようとする期間に生ずる劣化を考慮しても技術基準に適合することが求められているが、その劣化管理に関する保全活動は対象とされていない。高経年化技術評価では、通常の施設管理に加えて実施すべき劣化管理の項目や実施方針を定めた長期施設管理方針の策定が義務付けられているが、その策定の前提となる経年劣化に関する技術的な評価については、その評価の結果のみが添付書類として示されている。当該評価を行うために必要となる劣化の現状を把握するための点検等の方法やその結果、劣化予測のための評価の方法等については、保安規定の認可の際に審査官が都度必要な確認を行っているものの、当該方針の記載内容には含まれていない。
運転期間延長認可における安全規制では、認可の基準が「延長しようとす
る期間の運転に伴う劣化を考慮した上で技術基準規則に定める基準に適合する」ことであるが、高経年化技術評価では、認可の基準が発電用原子炉等による災害の防止上支障がないこと（保安規定の認可基準）となっている。

5

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和53年通商産業省令第77号）
同規則第92条第１項第18号
7
原子炉等規制法第43条の３の24第１項
6

-111-

2

（２）必要な安全規制を継続して実施するための措置
運転期間に関する定めが原子炉等規制法から他法令に移される場合でも必要な安全規制を継続して実施できるようにするためには、高経年化した発電用原子炉に関する安全規制に関する定めを原子炉等規制法に残しておく必要がある。この際、これまで運転期間延長認可の際に実施してきた安全規制と同等の安全規制を高経年化技術評価に統合し、その法的な枠組みを原子炉等規制法に定めることとしてはどうか。
（３）高経年化の進展に対応するための措置
これまでに運転開始後40年を超えた発電用原子炉が４基、同30年を超えた発電用原子炉が13基ある8（参考２）。資源エネルギー庁が検討している運転期間の定めがどのようになるのかにも依存するが、今後、高経年化した発電用原子炉の基数は増加し、その経年数9も増加していく可能性がある。
一般に、設備・機器等の経年劣化による安全上のリスクは時間の経過に伴って増大するため、発電用原子炉設置者が適切な劣化管理を実施し、必要な対策を講ずることによって、高経年化した発電用原子炉においても一定水準以上の安全性が確保される必要がある。高経年化が進展する今後の状況変化に適切に対応する観点から、今回の見直しに際し、次のように措置してはどうか。
① 高経年化に関する安全規制の開始時期及び頻度（間隔）イ) 現行の安全規制を踏まえ、高経年化した発電用原子炉に対する安全規制の開始時期は、運転開始後30年（暦年）を超えて運転しようとするときとし、かつ、それ以降10年（暦年）を超えない期間ごとに、劣化評価等の実施を義務付けることとしてはどうか。
ロ) ここで、「10年を超えない期間ごと」としているのは、発電用原子炉施設の劣化状態や保守管理の実施状況、経年数など、発電用原子炉施設の個々の状況を勘案し、安全上の必要に応じて、前回の劣化評価等を実施した時から10年を経過する日よりも早いタイミングで劣化評価等を実施させることができるようにすることを考慮したものである。
ハ) 資源エネルギー庁が検討している運転期間の定めがどのようになるのか
89

いずれも、廃止措置計画の認可を受けたものは含まれていない。
発電用原子炉が運転を開始してから経過した年数（暦年）

-112-

3

にも依存するが、今後、発電用原子炉が暦年で60年を超えて運転する可能性がある。現行法令における安全規制は、運転期間が暦年で60年を超えることを想定してしないが、上述の見直しを行うことにより、暦年で60年を超えて運転する場合でも、安全上必要なタイミングで劣化評価等を実施させることが可能となると考えられる。
② 経年劣化に関する技術的な評価と長期施設管理計画（仮称）イ) 運転開始後30年を超えて運転しようとするときは、10年を超えない期間ごとに、あらかじめ、安全上重要な機器等の劣化の状況を把握し、経年劣化に関する技術的な評価を行うとともに、その結果に基づいて、発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（長期施設管理計画）を策定することを義務付けることとしてはどうか。
ロ) 長期施設管理計画には、現行の長期施設管理方針の内容に加えて、発電用原子炉施設の劣化状態を把握するための点検等の方法及び結果、経年劣化に関する技術的な評価の方法及び結果、10年を超えない期間ごとの劣化管理の目標や方法等を記載することとしてはどうか。これにより、当該期間に生ずる劣化を考慮しても発電用原子炉施設が技術基準への適合を維持できる見込みがあるかどうか、また、そのためにどのような劣化管理の取組が必要となるのか等を確認することができると考えられる。
ハ) 長期施設管理計画は原子力規制委員会の認可を受けなければならないものとし（変更するときも同じ）、認可を受けた計画に従って劣化管理のために必要な措置を講ずることを義務付けてはどうか。また、その講ずべき措置の実施状況を、原子力規制委員会が行う原子力規制検査の対象としてはどうか。
ニ) 長期施設管理計画の認可を受けないで運転したときは、原子力規制委員会
は設置許可を取り消し、又は運転停止を命ずることができるものとしてはどうか。
③ 長期施設管理計画の認可基準と変更命令イ) 高経年化した発電用原子炉に対する安全規制を、設備・機器等の劣化事象のみならず設計の古さにも対応するものとするためには、発電用原子炉施設が最新の科学的・技術的な知見に照らして必要な機能や性能を有しているかどうかを確認する必要がある。こうした最新の科学的・技術的な知見は、適時に技術基準規則などの規制基準に反映されている。このため、長

-113-

4

期施設管理計画に示された劣化管理の方法等が災害の防止上支障がない
ことに加えて、運転しようとする期間において生じる劣化を考慮しても発電用原子炉施設が最新の技術基準規則に適合することを、長期施設管理計
画の認可基準とすることが適当ではないか。
ロ) さらに、発電用原子炉施設が長期間の運転に伴って生じる劣化を考慮しても最新の技術基準規則に適合するとして認可を受けた後に、技術基準規則の改正や最新の科学的・技術的な知見等によって事後的に認可基準に適合しないおそれが生じた場合には、安全上の必要に応じて、認可を受けた長期施設管理計画の変更や高経年化技術評価のやり直しなど必要な措置を
原子力規制委員会が命ずることができるようにしておく必要があるのではないか。
４．今後の予定
本日の原子力規制委員会における議論等を踏まえ、原子力規制庁において更に制度的な枠組みの検討を進め、改めて原子力規制委員会に付議する。
なお、検討の進捗に応じて事業者にも意見を聴くこととしたい。

【参考資料】（参考１）

運転期間延長認可、高経年化技術評価及び検討中の案の概要（参考２）

発電用原子炉の経年数（参考３）

運転期間延長認可の審査と長期停止期間中の発電用原子炉施設の経年劣化との関係に関する見解（令和２年７月29日）

（参考４）

関連条文

（参考５）

第42回原子力規制員会議事録 抜粋（令和４年10月５日）

-114-

5

（参考１）

運転期間延長認可、高経年化技術評価及び検討中の案の概要

運転期間延長認可

高経年化技術評価

【参考】
検討中の案

開始時期

40年

30年

30年

頻度（間隔）

１回（最大20年）

10年ごと（40年目、50年目）

10年を超えない
期間ごと

劣化評価

必要
（省略可）

必要

必要

長期施設管理方針（添付書類）

方針（添付書類）

計画
（本文）

認可後の
履行義務

あり
（保安措置の一部）あり（保安措置の一部）

あり

違反時の制裁許可の取消し又は運転停止命令

保安措置命令認可の基準

劣化を考慮して技術基準規則

災害防止上支障がないこと

法令

法律

実用炉規則

-115-

許可の取消し又は運転停止命令災害防止上支障がないこと、かつ、劣化を考慮して技術基準規則法改正を要する6

（参考２）

発電用原子炉の経年数

発電用原子炉関西電力 高浜（１号）
関西電力 高浜（２号）
関西電力 美浜（３号）
日本原子力発電 東海第二
九州電力 川内（１号）
関西電力 高浜（３号）
関西電力 高浜（４号）
東京電力 柏崎刈羽（１号）
九州電力 川内（２号）
日本原子力発電 敦賀（２号）
中部電力 浜岡（３号）
中国電力 島根（２号）
北海道電力 泊（１号）
東京電力 柏崎刈羽（５号）
東京電力 柏崎刈羽（２号）
北海道電力 泊（２号）
関西電力 大飯（３号）
関西電力 大飯（４号）
北陸電力 志賀（１号）
東京電力 柏崎刈羽（３号）
中部電力 浜岡（４号）
九州電力 玄海（３号）
東京電力 柏崎刈羽（４号）
四国電力 伊方（３号）
東北電力 女川（２号）
東京電力 柏崎刈羽（６号）
東京電力 柏崎刈羽（７号）
九州電力 玄海（４号）
東北電力 女川（３号）
中部電力 浜岡（５号）
東北電力 東通（１号）
北陸電力 志賀（２号）
北海道電力 泊（３号）

経年数
47
46
45
43
38
37
37
37
36
35
35
33
33
32
32
31
30
29
29
29
29
28
28
27
27
25
25
25
20
17
16
16
12

運転開始日
1974/11/14
1975/11/14
1976/12/01
1978/11/28
1984/07/04
1985/01/17
1985/06/05
1985/09/18
1985/11/28
1987/02/17
1987/08/28
1989/02/10
1989/06/22
1990/04/10
1990/09/28
1991/04/12
1991/12/18
1993/02/02
1993/07/30
1993/08/11
1993/09/03
1994/03/18
1994/08/11
1994/12/15
1995/07/28
1996/11/07
1997/07/02
1997/07/25
2002/01/30
2005/01/18
2005/12/08
2006/03/15
2009/12/22（経年数：2022/11/02時点）

-116-

7

（参考３）

1

3

-117-

8

2
3 Flow-accelerated corrosion

4

-118-

9

（参考４）

関連条文◎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）（保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置）
第四十三条の三の二十二 発電用原子炉設置者は、次の事項について、原子力規制委員会規則で定めるところにより、保安のために必要な措置（重大事故が生じた
場合における措置に関する事項を含む。）を講じなければならない。
一 発電用原子炉施設の保全
二・三 （略）２ （略）（保安規定）
第四十三条の三の二十四 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、保安規定（発電用原子炉の運転に関する保安教育、使用前事業者
検査及び定期事業者検査についての規定を含む。以下この条において同じ。）を定め、発電用原子炉施設の設置の工事に着手する前に、原子力規制委員会の認可を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
２ 原子力規制委員会は、保安規定が次の各号のいずれかに該当すると認めるときは、前項の認可をしてはならない。
一 第四十三条の三の五第一項若しくは第四十三条の三の八第一項の許可を受けたところ又は同条第三項若しくは第四項前段の規定により届け出たところによるものでないこと。
二 核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上十分でないものであること。
３・４ （略）（運転の期間等）
第四十三条の三の三十二 発電用原子炉設置者がその設置した発電用原子炉を運転することができる期間は、当該発電用原子炉について最初に第四十三条の三の十一第三項の確認を受けた日から起算して四十年とする。
２ 前項の期間は、その満了に際し、原子力規制委員会の認可を受けて、一回に限り延長することができる。
３ 前項の規定により延長する期間は、二十年を超えない期間であつて政令で定める期間を超えることができない。
４ 第二項の認可を受けようとする発電用原子炉設置者は、原子力規制委員会規則

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で定めるところにより、原子力規制委員会に認可の申請をしなければならない。
５ 原子力規制委員会は、前項の認可の申請に係る発電用原子炉が、長期間の運転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化の状況を踏まえ、その第二項の規定により延長しようとする期間において安全性を確保するための基準として原子力規制委員会規則で定める基準に適合していると認めるときに限り、同項の認可をすることができる。

◎実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和53年通商産業省令第77号）（発電用原子炉施設の施設管理）
第八十一条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置
者は、発電用原子炉施設の保全のために行う設計、工事、巡視、点検、検査その他の施設の管理（以下「施設管理」という。）に関し、発電用原子炉ごとに、次の各号に掲げる措置を講じなければならない。
一 発電用原子炉施設が法第四十三条の三の五第一項又は第四十三条の三の八第一項の許可を受けたところによるものであり、かつ、技術基準に適合する性能を有するよう、これを設置し、及び維持するため、施設管理に関する方針（以下この条及び第百十三条第二項第三号において「施設管理方針」という。）を定めること。ただし、法第四十三条の三の三十四第二項の認可を受けた場合は、
この限りでない。
二～六 （略）
七 発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他発電用原子炉施設がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該発電用原子炉施設の状態に応じて、前各号に掲げる措置について特別な措置を講ずること。
２ 発電用原子炉設置者は、次条第一項から第三項までの規定により長期施設管理方針を策定したとき又は同条第四項の規定により長期施設管理方針を変更したときは、これを前項第一号の規定により定められた施設管理方針に反映させなければならない。
（発電用原子炉施設の経年劣化に関する技術的な評価）
第八十二条 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置
者は、運転を開始した日以後三十年を経過していない発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後三十年を経過する日までに、原子力規制委員会が定める発電用原子炉施設の安全を確保する上で重要な機器及び構造物（以下「安全上重要な機器等」という。）並びに次に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、十年間に実施すべき当該発電用原子炉施設についての施設管理に関する

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方針を策定しなければならない。ただし、動作する機能を有する機器及び構造物に関し、発電用原子炉施設の供用に伴う劣化の状況が的確に把握される箇所については、この限りでない。
一～十六 （略）２ 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、運転を開始した日以後三十年を経過した発電用原子炉（法第四十三条の三の三十二第二項の規定による認可を受けたものに限る。）に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後四十年を経過する日までに、安全上重要な機器等並びに前項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、法第四十三条の三の三十二第二項の規定による認可を受けた延長する期間が満了する日までの期間において実施すべき当該発電用原子炉施設についての施設管理に関する方針を策定しなければならない。
３ 法第四十三条の三の二十二第一項の規定により、発電用原子炉設置者は、運転を開始した日以後四十年を経過した発電用原子炉（法第四十三条の三の三十二第二項の規定による認可を受けたもの（当該認可を受けた延長する期間が十年を超える場合に限る。）に限る。）に係る発電用原子炉施設について、発電用原子炉の運転を開始した日以後五十年を経過する日までに、安全上重要な機器等並びに第一項各号に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価の結果に基づき、法第四十三条の三の三十二第二項の規定による認可を受けた延長する期間が満了する日までの期間において実施すべき当該発電用原子炉施設についての施設管理に関する方針を策定しなければならない。
４ 発電用原子炉設置者は、第九十二条第一項第八号ニの発電用原子炉の運転期間を変更する場合その他前三項の評価を行うために設定した条件又は評価方法を変更する場合は、当該評価の見直しを行い、その結果に基づき、前三項の施設管理に関する方針（第九十二条第一項第十八号及び第二項第二号において「長期施設管理方針」という。）を変更しなければならない。
５ （略）（保安規定）
第九十二条 法第四十三条の三の二十四第一項の規定による保安規定の認可を受けようとする者は、認可を受けようとする工場又は事業所ごとに、次に掲げる事項
について保安規定を定め、これを記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一～十七 （略）十八 発電用原子炉施設の施設管理に関すること（使用前事業者検査及び定期事
業者検査の実施に関すること並びに経年劣化に係る技術的な評価に関すること
及び長期施設管理方針を含む。）。

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十九～二十一 （略）２ 法第四十三条の三の二十四第一項の規定により保安規定の認可又はその変更の認可を受けようとする者は、次の各号に掲げる場合にあっては、それぞれ当該各号に定める書類を添えて、申請しなければならない。ただし、第二号に掲げる場
合において、第八十二条第二項の評価を第百十三条第二項第二号の評価と一体として行っている場合であって、同号の評価の結果を記載した書類を添えて同条第一項の規定による申請がされているときには、第二号に定める書類を添付することを要しない。
一 （略）二 前項第十八号に掲げる発電用原子炉施設の施設管理に関することを変更しようとする場合（第八十二条第一項から第三項までの規定により長期施設管理方
針を策定し、又は同条第四項の規定により長期施設管理方針を変更しようとする場合に限る。） 第八十二条第一項から第三項までの評価の結果又は同条第四項の見直しの結果を記載した書類
３～５ （略）（発電用原子炉の運転の期間の延長に係る認可の申請）第百十三条 法第四十三条の三の三十二第四項の規定により同条第一項の発電用原子炉を運転することができる期間の延長について認可を受けようとする者は、当該期間の満了する日から起算して一年前の日までに次に掲げる事項を記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一・三 （略）
四 延長しようとする期間
２ 前項の申請書には、次に掲げる書類を添付しなければならない。ただし、第二号の評価を第八十二条第二項の評価と一体として行っている場合であって、同項の評価の結果に関する第九十二条第二項第二号に定める書類を添えて同項の規定による申請がされているときには、第二号に掲げる書類を添付することを要しない。
一 申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のための点検の結果を記載した書類
二 延長しようとする期間における運転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化の状況に関する技術的な評価の結果を記載した書類
三 延長しようとする期間における原子炉その他の設備に係る施設管理方針を記
載した書類
３ （略）
（発電用原子炉の運転の期間の延長に係る認可の基準）
第百十四条 法第四十三条の三の三十二第五項の原子力規制委員会規則で定める
基準は、延長しようとする期間において、原子炉その他の設備が延長しようとする

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13

期間の運転に伴う劣化を考慮した上で技術基準規則に定める基準に適合するも
のとする。

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（参考５）

第42回原子力規制委員会議事録 抜粋（令和４年10月５日）○山中委員長
私の方から少し確認をさせていただきたいと思います。田中委員からの御意見、御質問に関連するところでございます。まず、現行の運転期間の定めについて、利用政策制度の中で見直していくということでよろしいでしょうか。それと、確認ですが、その制度というのは法律で設計されるという方針でよろしいでしょうか。まず、その２点。
○松山経済産業省資源エネルギー庁電力・ガス事業部長
ありがとうございます。まず、１点目のところは、今、原子炉等規制法の中で40年、１回20年という期間の定めがございます。これと安全規制との関係というのは何かしらかの議論があるのかもしれません。ただ、これが運転期間としての、利用政策としての運転ということでありますれば、そういう定めについては、我々としては、利用政策として運転期間としての見直し、延長ということについて検討していかなければならない。必要に応じては、それについての法的な措置を講じなければならないと考えてございます。２点目とも絡めて一緒にお答え申し上げましたけれども、そういうことになるかなと思います。ただ、いずれにせよ、原子力規制委員会の中における安
全規制・安全審査という科学的・技術的な知見に基づく審査、規制というものがございますわけで、これが大前提となりますので、その下でということが、現行法との関係では整理する必要が出てくる。これは運用も含めて整理する必要が出てくるのだろうなと拝察しておりますけれども、私どもとしては、あくまでも利用政策の観点からの規律の在り方ということを考えていき、法的なところを含めた制度的な整備が必要になってくるのかなと考えているところでございます。
○片山長官
原子力規制庁長官の片山です。１点、すみません、事務局の方から確認をしたいのですけれども、先ほどの松山部長からのお話の中で、現行の運転期間の定めは、利用
政策側の観点として見直しの検討を始め、必要があれば法的な担保も含めて検討していくというお話がありました。それは、現行の規定は原子炉等規制法にあるわけです
けれども、それは利用政策側の法体系の中で法的な手当てを含めて考えていくという御発言だと理解してよろしいでしょうか。
○松山経済産業省資源エネルギー庁電力・ガス事業部長
ありがとうございます。私どもとしては、利用政策の観点から運転期間をどうするかということで、制度の設計及び必要における法的な整備をしていきたいと考えております。これはまだ検討を始めたばかりでございますので、最後の仕上がりがどうなるかということをここで予断を持って申し上げることは非常に難しいところでございますが、普通の一般的な考えで考えますと、利用政策であれば、利用政策省庁、利用の関係の法令の中に基本的な仕組みが存在してくると。その上で、既存の法令につ

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15

いて必要な規定整備を行っていくということが通常の段取りなのだと思うのですね。
そのときに、当該既存法令における運用及びそれに対するハネといいますか、それに対して生じてくる必要な規定整備ということが必要になるかもしれないということについて、特にこれで安全規制ということは、原子力規制委員会として御審議を頂戴しているところでございますので、そことの間の整備・整理ということが必要になってくるのかなと考えてございます。
○山中委員長
そのほか、いかがでしょう。よろしいですか。最後に私の方から。これまで明確なお答えがなかったのですけれども、改めて運転期間の上限について、どのように今お考えになっているのかと、どの程度発電所を動かしていいかという判断の主体は誰かという点、その２点を最後に確認をさせてください。
○松山経済産業省資源エネルギー庁電力・ガス事業部長
ありがとうございます。まず、私どもが今回検討を始めておりますのは、今は40年という期間の制限があり、１回20年というところの定めがあるわけですけれども、利用政策の観点で考えたときに、この定めというのがこのままでよいかどうか、もっと延ばすべきではないのかという問題意識から検討を始めたいと思ってございます。ただ、その大前提としては、安全規律・安全規制との関係で、安全確保の観点からこれはこれ以上延ばしては駄目だよと言われることになれば、これはできなくなってしま
うわけでございますので、私どもはあくまでも利用政策の観点で考えております。そういう意味でいいますと、どこかの形で必要な規律、長期運転になってきたときに必要な規律ということは何かしら考えていかなければいけない。これは利用政策としてですね、と思います。その上で、そこに上限という形で、何十年というのをここで申し上げるのは適切ではないのですが、今ここで何年ということを申し上げることはな
かなか難しいわけですけれども、そういう形がいいのか、もっと違う形での規律の仕組みがいいのか、こういったことはこれから検討していきたいと考えております。その際、あくまでもその判断、利用政策としての判断は利用省庁、利用監督権限の側でしっかりとやっていくことが適切なのだろうなと思います。他方で、その大前提となるのが安全の確保でございますので、その点における、現在、原子力規制委員会の下でなされている安全審査のお考え、進め方、規律、先ほど御指摘も頂きましたが、それの妨げになってはいけませんし、あくまでも安全確保というのが大前提、そちらが先でございますので、そのところの判断との関わり合いというところが出てくるとす
れば、そこの整理が必要になってくるでしょうし、そこの部分について、利用政策の観点から申し上げることはできないと考えてございます。

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16

【参考２】

冷温停止プラント高経年化技術評価実績

発電所

号炉

実施時期

認可日※

福島第二原子力発電所

２号炉

30年

2014/1/22

島根原子力発電所

１号炉

40年

2014/2/26

女川原子力発電所

１号炉

30年

2014/5/21

高浜発電所

１号炉

40年

2014/11/12

福島第二原子力発電所

３号炉

30年

2015/6/10

柏崎刈羽原子力発電所

１号炉

30年

2015/9/14

玄海原子力発電所

１号炉

40年

2015/6/10

高浜発電所

２号炉

40年

2015/4/8

敦賀発電所

２号炉

30年

2017/2/2

福島第二原子力発電所

４号炉

30年

2017/8/16

浜岡原子力発電所

３号炉

30年

2017/8/16

泊発電所

１号炉

30年

2019/5/27

柏崎刈羽原子力発電所

５号炉

30年

2020/2/27

柏崎刈羽原子力発電所

２号炉

30年

2020/8/28

泊発電所

２号炉

30年

2020/12/8※保安規定の認可日-126-【参考３】

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する意見聴取会
出席者（案）【原子力規制委員会】
杉山智之

原子力規制委員会委員【原子力規制庁職員】
大島俊之

原子力規制部長

金城慎司

原子力規制企画課長

西崎崇德

原子力規制企画課付

塚部暢之

原子力規制企画課付

照井裕之

原子力規制企画課付

伊藤淳朗

原子力規制企画課付※必要に応じて、適宜メンバーの追加等を行う。
※事業者側の参加者等については、ATENAを通じて調整する。
※意見陳述を希望する事業者が参加できるよう、WEBでの開催を予定。

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【参考４】
第48回原子力規制委員会議事録

抜粋（令和４年11月２日）○山中委員長議題１の制度設計の方針案の説明を聞く前に、委員の方の間で大前提について意見を頂戴した後、確認をさせていただきたいと思います。まず、令和２年７月の原子力規制委
員会で、原子力発電所の運転延長認可制度について規定されております原子炉等規制法
第43条の関連条文の中に、運転期間についての定めと高経年化した原子力発電所の安全規制についての定めがセットになって規定されておりますけれども、この中の運転期間についての定めについては、利用政策側が判断される事項であり、原子力規制委員会が意見を述べる立場にはないとの見解を決定いたしました。
改めてこの点について、本年10月５日の原子力規制委員会においても再度確認させていただきました。我々が意見を述べることのできない利用政策側の方針によっては、高経年化した原子力発電所の安全規制に抜けが生じることになり、厳正な規制を維持するために制度設計をする必要がございます。その上で、原子力規制委員会が自ら原子炉等規制法に先んじて変更を加えるわけではなく、利用政策側のアクションに対する反応として、
厳正な規制に抜けが生じることのないよう、規制制度の定めの制度設計の準備を進めるという大前提について、改めて委員の方々から意見を頂き、確認させていただいた上で制度設計の方針案の説明をいただき、議論を進めたいと思います。
それでは、この大前提について、委員の方から何か御意見等はございますでしょうか。
○石渡委員
大変分かりやすいお話をいただいて、ありがとうございました。今、山中委員長がおっしゃったことから考えますと、いわゆる40年ルールとか、炉規法（核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律）に規制されているルールに関しては、これは立法政策として定められたものでありますから、原子力規制委員会が意見を述べるべき事柄ではないということですよね。
したがいまして、例えば、このルールを廃止するとか、あるいは変更するとか、そうい
うことは原子力規制委員会の側から言い出すことではないということは、これはその理解でよろしいですね。
○山中委員長
そのとおりで結構かと思います。
○石渡委員
それで、推進側といいますか、経産省（経済産業省）とか資源エネルギー庁とかが、も-128-

しそういう、この法律を変えるということになった場合、その対応ということをあらかじめ準備するために、今これから議論をするということなのですけれども、これは仮定の話で恐縮なのですけれども、もし経産省がいわゆる40年ルールは変更しないでその範囲内でやるという方針になったような場合は、この議論というのは、これは立ち消えになるということなのか、あるいはもしそうであったとしても、これは何か変えるべきことがあるということなのか、どちらなのですか。
○山中委員長まず、私自身、石渡委員からありました御意見に対してのコメントをさせていただきますとすると、これからの検討は利用政策側のアクションに反応・対応するものであって、利用政策側に何のアクションもなければ、すなわち運転期間に何の変更もなければ、我々も法律を変更することはないと私は考えております。
ほかの委員の方は、いかがでしょう。この大前提に何か御意見等はございますか。
○田中委員
先ほど山中委員長が言われた大前提、これは７月29日のところに書いているところでございますが、私としても全くそれに同感でございます。
○山中委員長そのほかの委員は特にございませんか。
石渡委員、いかがでしょう。私の答えでよろしいですか。
○石渡委員
はい。よく理解できました。
○山中委員長原子力規制委員会としては、そのような結論に大前提としては至ったわけですが、原子力規制庁、事務方として何かございますか。
○片山長官
事務局としても原子力規制委員会の見解と全く同じ見解でございます。

-129-【参考２】
令和４年度原子力規制委員会第55回会議議事録（令和４年11月30日）（抜粋）○山中委員長それで、本日、杉山委員から特に論点を幾つか出していただいて、まず、新旧制度をどう移行させるのかという点がまず一つ論点として上がって、これは検討していただかないといけませんし、あるいは猶予期間をどう設定するのかということについても検討いただくということで、この２点について、検討いただ
くということでよろしいですか。
○片山長官
はい。前者については、原子力規制庁だけで準備できるところがございますので、原子力規制委員会に速やかにおかけしたいと思います。後者については、ちょっと全体の中で考えなければいけない要素もございますので、これは別途またお諮りできるように準備したいと思います。
○山中委員長
そのほか、議題１について御意見はございますか。よろしいですか。
それでは、本日の議論を踏まえまして、原子力規制委員会に改めてまたお諮りいただければと思います。

-130-【参考３】
他法令における準備行為の例◎土壌汚染対策法（平成十四年法律第五十三号）（抄）（汚染土壌処理業）
第二十二条 汚染土壌の処理（当該要措置区域等内における処理を除く。）を業として行おうとする者は、環境省令で定めるところにより、汚染土壌の処理の事業の用に供する施設（以下「汚染土壌処理施設」という。）ごとに、当該汚染土壌処理施設の所在地を管轄する都道府県知事の許可を受けなければならない。
２ 前項の許可を受けようとする者は、環境省令で定めるところにより、次に掲げる事項を記載した申請書を提出しなければならない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
二 汚染土壌処理施設の設置の場所
三 汚染土壌処理施設の種類、構造及び処理能力
四 汚染土壌処理施設において処理する汚染土壌の特定有害物質による汚染状態
五 その他環境省令で定める事項
３～９ （略）附

則（平成二十一年四月二十四日法律第二十三号）（抄）（施行期日）
第一条 この法律は、平成二十二年四月一日までの間において政令で定める日から施行する。ただし、次条及び附則第十四条の規定は、公布の日から起算して六月を超えない範囲内において政令で定める日から施行する。
（準備行為）
第二条 この法律による改正後の土壌汚染対策法（以下「新法」という。）第二十二条第一項の許可を受けようとする者は、この法律の施行前においても、同条第二項の規定の例により、その申請を行うことができる。
２・３ （略）

-131-

資料１

高経年炉の安全規制に係る事業者意見について

2023年1月11日
原子力エネルギー協議会-132-

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1

はじめに

昨年12月26日の意見交換会にて、「高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の概要（案）」について、事業者の総意として、ATENAより特段の意見はない旨を述べたが、現時点においてもその点に変わりはない。
その上で、新制度移行に係る「一定の期間」は、一般に、法的な枠組みに関わる事項と認識。また、前回の意見交換会にて、新制度施行までの「一定の期間」のイメージとして１～３年が示された。
今回は、当該期間中に新制度に基づく手続きを行うことが見込まれる全事業者について、ATENAにて、申請のための準備期間等を踏まえた概略スケジュールを取りまとめ提示するので、「一定の期間」について意見交換させていただきたい。

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申請準備期間検討のための前提（１／２）

2【新制度の申請準備にあたってのポイントへの対応（想定）】• 12/26の意見交換会において、申請準備にあたってのポイントとして提示した項目については、事業者として、発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要と考える内容を踏まえ、以下のとおり対応することを想定。
長期施設管理計画の全体構成（本文記載）
劣化評価の方法や劣化を管理するための措置を記載すべき、経年劣化事象の範囲⇒ 30,40,50年目の評価については「技術的には従前と変わりない」など、これまでの規制委の御議論を踏まえ、①高経年化技術評価上、「着目すべき経年劣化事象」（事象と機器・設備の組み合わせとして約60項目（PWRの場合））を全て対象とし、②既存の高経年化技術評価書を活用し、点検・評価の方法・結果等について本文に記載する、ことを想定し、計画の全体構成を（参考１）のとおり想定。
50年目の認可申請における劣化評価を、申請期間を「超えて」実施する期間⇒ 高浜１,2、美浜３は、「一定の期間」中に50年目の認可申請が必要となる可能性があるが、これらのプラントは、既に現行制度に基づき、60年目時点までの劣化評価を準備中。事業者としては、この準備内容により、申請期間（10年を超えない範囲）の基準適合は説明可能と考える。（ なお
仮に、60年目以降の評価を行う場合には、追加の解析・評価に２年程度の時間を要する。）
以上を踏まえ、新制度への円滑な制度移行を図る観点から、「一定の期間」中の50年目の認可申請は、現行制度下で準備している60年目時点までの評価を用いて行うことを想定。
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申請準備期間検討のための前提（２／２）
【新制度の申請準備にあたってのポイントへの対応（想定）】（続き）「現行制度下での残存期間を超えない期間」で作成し、「既に原子力規制委員会として確認している内容を活用して、合理的な審査を行う」際の、既確認内容の有効性の説明⇒ 現行制度下で定めた長期施設管理方針には、高経年化技術評価において実施した劣化評価の条件を継続的に確認することなどが記載されている。
そのため、新制度に基づく申請にあたっては、長期施設管理方針の実施状況を確認して説明することを想定（例：疲労割れ評価に用いる60年時点の推定過渡回数が予測の範囲内であることを実績値に基づき確認）。

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概略スケジュール作成の前提（１／２）
【概略スケジュールの前提】
Ｐ２、３の想定のもと、以下の前提を置いて概略スケジュールを作成。
「一定の期間」中に認可申請が必要となる炉• 「一定の期間」開始時に30年を超過あるいは近接している炉のうち、再稼働済み炉（９基）、及び設置許可済の未稼働炉（高浜1,2、女川２、島根２、東海二）については、
新制度に基づき、「一定の期間」中に認可申請。

「一定の期間」中の新制度に基づく申請方針• 現行制度に基づき既に高経年化技術評価において確認された運転期間の範囲（残存期間）での申請が可能な炉は、早期に認可申請（Ｐ６の分類①）。
• 加えて、残存期間が短い炉は、引き続いて、その先の運転期間に関する認可申請を、準備が出来次第行う（Ｐ７の分類④）。
• 以下の炉については、まず現行制度に基づく確認・認可を得たうえで、その結果を踏まえて新制度の認可申請。
「一定の期間」開始時に、現行制度に基づく確認・認可の審査中の炉（Ｐ６の分類②）「一定の期間」中に、現行制度に基づく申請が想定される炉（Ｐ６の分類③）-136-

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5

概略スケジュール作成の前提（２／２）
【概略スケジュールの前提】（続き）

新制度に基づく申請準備期間• 「一定の期間」開始時に、審査基準等の運用方針が示された場合、その後、長期施設管理
計画作成に係る手順書・計画書作成に２か月、長期施設管理計画案作成に２か月、同計画案の品質確認等に２か月を要することから、６ヵ月と想定。
審査期間等• 「残存期間」内での申請の場合、審査期間は６か月と仮定。
• 新規の申請の場合、現行の高経年化技術評価書の審査期間を参考に１年と仮定。
• 現行制度に係る審査期間は、30・40・50年目ともに１年と仮定。
• 「一定の期間」の開始時期は、最速ケースを考え、今夏（2023年７月）と仮定。

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6

概略スケジュールに基づく手続きの分類（１/２）
作成した概略スケジュールは参考３のとおり。手続きについては、以下の通り分類される。
【分類１】移行期間開始時点で既に高経年化技術評価確認済みの炉・・・大飯３,４、美浜３、東海２
手続き：確認済みの高経年化技術評価を活用して、新制度に基づく申請実施。
▽移行期間開始▼認可（現行法）
▽申請
申請準備

審査

▽新制度施行

▽認可【分類２】移行期間開始時点で高経年化技術評価審査中の炉（想定）・・・高浜３,４※、玄海３、川内１,２、島根２ ※申請時期未定
手続き：高経年化技術評価確認の後に、それを活用して新制度に基づく申請実施。
▼申請▽移行期間開始
審査（現行法）▽新制度施行

▽認可
▽申請
申請準備

▽認可
審査

【分類３】移行期間開始後に現行法に基づく申請期間を迎える炉・・・高浜１，伊方３
手続き：高経年化技術評価申請・確認の後に、それを活用して新制度に基づく申請実施。
▽移行期間開始▽新制度施行
▽認可▽申請
審査（現行法）
▽申請
▽認可
申請準備
審査

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7

概略スケジュールに基づく手続きの分類（２/２）

【分類４】既に高経年化技術評価で確認済みの残存期間が短い炉・・・高浜２
手続き：確認済みの高経年化技術評価を活用して新制度に基づく申請実施。続いてその先の運転期間を考慮した申請を実施（施行日が50年目の日より遅い場合は、分類３に同じ）。
▽新制度施行（▽50年）▽移行期間開始

▽申請
▽認可
申請準備
審査（残存期間）
▽申請
申請準備

審査

▽認可

【分類５】30年目を迎えるまでにある程度期間があるもの・・・女川２
手続き：女川２は30年目（2025.7）までに新制度認可（施行日が30年目の日より遅い場
合は、分類3に同じ）。
▽新制度施行▽移行期間開始

▽申請

申請準備

審査

-139-

（▽30年）▽認可

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概略スケジュールに基づく申請・審査時期グループ8

既述の仮定を前提として作成した概略スケジュールを基に、申請・審査時期を大きく分けると以下の通りとなる（「現」は現行法に基づく申請）。現時点で申請時期の調整は行っておらず、またグループ毎の合同審査等を意図したものでもない。
【グループ①】
高浜３（現）、高浜４（現）、玄海３（現）、川内１（現）、川内２（現）、島根２（現）【グループ②】
大飯３、大飯４、美浜３、高浜２、川内１、川内２、東海２、島根２、高浜１（現）、伊方３（現）【グループ③】
高浜３、高浜４、玄海３、高浜２（２回目）、女川２【グループ④】
高浜１、伊方３、高浜２（２回目）※、女川２※ ※審査期間が長いため二つのグループにわたって記載
太字下線の炉については、新制度に基づくフルスコープの審査。期限はそれぞれ、高浜２：2025年11月、
女川2：2025年7月。
グループ②（高浜２以外）の申請時期は現行法に基づく高経年化評価確認時期による。
上記の他に、移行期間中に複数の原子炉（志賀１、柏崎刈羽３等）にて現行法に基づく冷温停止状態を前提とした高経年化技術評価あり。

-140-

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9

高経年炉の安全規制についての事業者意見【提示した概略スケジュールを踏まえた意見】「一定の期間」を１～３年とし、概略スケジュールを描いた場合、• 既審査結果を活用する炉でも、作成前の手順書・計画書の策定や作成後の品証
チェック等の品証プロセスなどにより、審査基準等の運用方針が示されてから事業者が申請に至るまでに６か月程度を要する、• 申請が可能となる時期・申請手続により、概ね５つに分類される、• 期間内に、新制度の審査が最大１５基（高浜２の２回目含む）、現行制度の申請・審査が最大８基あり、現行制度・新制度の審査が輻輳する、ことが考えられる。
「一定の期間」を法令で定めるにあたっては、上記の点に留意しつつ、新旧制度間の円滑な移行が可能となるよう、十分な期間を確保していただきたい。
また、移行を円滑に進める上では、ATENAが各社の申請時期を調整し審査物量を平準化するとともに、既に確認済みの内容を活用した審査が行われる「残存期間」の範囲内での申請では、「代表炉」を決めて先行的に申請・審査し、後続炉に展開する対応も一案と考える。今後、制度運用に係る議論の場が設けられた場合、こうした効率的な申請・審査に向けた事業者の対応について、ATENAがとりまとめて案を提示したいので、議論に参加させていただきたい。
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10（参考１）長期施設管理計画の全体構成

1. 長期施設管理方針（現行法）と長期施設管理計画（新制度）の記載内容の違い• 長期施設管理方針では、高経年化対策上、追加すべき保全策のみが対象。疲労割れ評
価における実績過渡回数の継続的な確認など２～３項目（ＰＷＲの場合）。
• 長期施設管理計画では、追加すべき保全策に加えて、現状保全及び劣化評価の方法や結果※も対象。※高経年化技術評価に含まれる。
2. 長期施設管理計画骨子案• 長期施設管理計画への記載項目となる計画期間、劣化評価の方法及びその結果、劣化を管理するための措置等として、以下の①、②、③を記載。
• ②、③については、高経年化技術評価書を基に、高経年化技術評価上着目すべき劣化事
象（事象と機器・設備の組み合わせで約60項目（PWRの場合））を網羅的に記載。
①計画期間10年を超えない運転可能期間② 劣化評価の方法及び結果劣化の現状を把握するための点検等の方法及び結果劣化に関する技術的な評価の方法及び結果③劣化を管理するための措置等
10年を超えない期間ごとの劣化管理の方法等
現状保全
追加保全

-142-

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11（参考２ー１）各プラントの高経年化技術評価実績および予定
現行法の申請可能期間に向け、３～４年の準備期間で計画的に申請準備を行っている
営業運転開始日

至近の認可実績（高経年化技術評価等に係る審査）

泊1※２
泊2※２
泊3
美浜3
高浜1
高浜2
高浜3
高浜4
大飯3
大飯4
伊方3
川内1※３
川内2※３
玄海3
玄海4
敦賀2※２

1989/6/22
1991/4/12
2009/12/22
1976/12/1
1974/11/14
1975/11/14
1985/1/17
1985/6/5
1991/12/18
1993/2/2
1994/12/15
1984/7/4
1985/11/28
1994/3/18
1997/7/25
1987/2/17

2019/5/27（PLM30：冷温停止時のみ）
2020/12/8（PLM30：冷温停止時のみ）
2016/11/16（PLM40：運転期間延長）
2016/6/20（PLM40：運転期間延長）
2016/6/20（PLM40：運転期間延長）
2015/11/18（PLM30：運転前提評価）
2015/11/18（PLM30：運転前提評価）
2021/11/24（PLM30：運転前提評価）
2022/8/24（PLM30：運転前提評価）
2015/8/5（PLM30：運転前提評価）
2015/11/18（PLM30：運転前提評価）
2017/2/2（PLM30：冷温停止時のみ）

東通1
女川2
女川3
KK1※２
KK2※２
KK3※2,3
KK4
KK5※２
KK6
KK7
浜岡3※２
浜岡4※2,3
浜岡5
志賀1※2,3
志賀2◆ 島根2※３◆
東海二

2005/12/8
1995/7/28
2002/1/30
1985/9/18
1990/9/28
1993/8/11
1994/8/11
1990/4/10
1996/11/7
1997/7/2
1987/8/28
1993/9/3
2005/1/18
1993/7/30
2006/3/15
1989/2/10
1978/11/28

2015/9/14（PLM30：冷温停止時のみ）
2020/8/28（PLM30：冷温停止時のみ）
2020/2/27（PLM30：冷温停止時のみ）
2017/8/16（PLM30：冷温停止時のみ）
2018/11/7（PLM40：運転期間延長）

プラント※１
北海道

ＰＷＲ

関西

四国
九州

●
◆
◆
●
●
●
●
●
●
●
●

原電
東北

ＢＷＲ

東京

中部
北陸
中国
原電

◆

運転開始後の暦年経過年数'14 '15 '16 '17 '18 '19 '20 '21 '22 '23 '24 '25 '26 '27 '28 '29 '30 '31 '32 '33 '34 '35 '36 '37

30

40
30

40

40

50

40

50
40

50

30

40
30

50
40

50

30

40
30

40
30
40

30
30

40
50
40

50

30

40
30

30

40

40

50
30
40

30
30
30

40

50

30

40
30

40
30

40

30

40
30

40
30
40

30

40
50

30

40

30

40

30
30
30
40

※１ 廃止措置プラント及び廃止措置予定プラントは除く※２ 冷温停止状態が維持されることを前提とした評価のみを行っているプラント※３ 審査中のプラント

40
50●：「再稼働済み」且つ「30年超え又は間もなく30年経過」するプラント◆：「近く再稼働予定」且つ「30年超え又は間もなく30年経過」するプラント-143-

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12（参考２ー２） 至近の各社PLM申請、審査状況
2021年度
4

5

6

7

8

9

10

2022年度

11 12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

2023年度

11 12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11 12

2024年度
1

2

3

評価書作成等、申請準備

910

2025年度

11 12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11 12

1

2

3

審査

11/13
▼50年認可期限

審査

評価書作成等、申請準備

1/16▼40年認可期限

評価書作成等

6/4▼40年認可期限

評価書作成等大飯3号機(1991.12.18)

認可▼ 12/17▼30年認可期限

審査

申請期間

認可▼

評価書作成等

11/13▼50年認可期限

審査

準備整い次第、申請予定

高浜4号機(1985.6.5)

審査

評価書作成等、申請準備

評価書作成等、申請準備

2/1▼30年認可期限
7/3▼40年認可期限

審査中

11/27
▼40年認可期限

審査中
申請期間

評価書作成等、申請準備

3/17▼30年認可期限

審査
申請期間

伊方3号機
(1994.12.15)

12/14▼30年認可期限

審査

評価書作成等、申請準備

申請期間

女川2号機
(1995.7.28)
島根2号機(1989.2.10)

8

申請期間

高浜3号機
(1985.1.17)

玄海3号機(1994.3.18)

7

申請期間

高浜2号機
(1975.11.14)

川内2号機(1985.11.28)

6

評価書作成等、申請準備

高浜1号機(1974.11.14)

川内1号機(1984.7.4)

5

申請期間

美浜3号機
(1976.12.1)

大飯4号機(1993.2.2)

4

評価書作成等、申請準備

審査

7/27
▼30年認可期限

審査中

-144-

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（参考３）各プラントの概略申請・審査スケジュール（仮）(1/5)
【分類１】＜前提条件＞

・移行期間開始は2023.7と仮定
・新制度長期計画は現行法評価書をもとに作成
・新制度長期計画作成は、手順書・計画書作成2か月、長期計画案作成2か月、品質確認・申請準備2か月の計6か月
・現行法認可後、新制度長期計画申請まで3か月（認可評価書の反映1か月、品質確認・申請準備2か月）
2023年度4

新制度
スケジュール(仮)

5

6

7

8

9

10

11

大飯３号機
PLM30新制度申請(1991.12.18)

大飯４号機(1993.2.2)

PLM30新制度申請

3

4

5

7

8

9

10

11

12

2025年度
1

2

3

4

5

移行期間開始＋１年

6

7

8

9

10

11

12

2026年度12

34

移行期間開始＋２年

作成 半年

▼認可

・30評価書

審査期間

7

8

9

10

11

12

1

2

3

から作成

半年

グループ②

▼申請
新制度長期計画作成 半年▼認可・30評価書

審査期間

から作成

半年
50年目

▼申請
新制度施行までに認可要新制度長期計画▼認可

・40評価書

審査期間

から作成

半年

50年目までの運転認可▼申請

60年目までの運転認可▼認可審査期間(新制度)

PLM40評価書

東海第二PLM40新制度申請(1978.11.28)

6

移行期間開始＋３年

新制度長期計画作成 1年（認可済み）

5

▼申請

作成 半年

PLM40新制度申請
美浜３号機↓(1976.12.1)
PLM50新制度申請

6

新制度長期計画

PLM40評価書（認可済み）

2と仮定

PLM30評価書（認可済み）

1

2023.7移行期間開始

PLM30評価書（認可済み）

2024年度

12

1年▼申請
新制度長期計画作成 半年▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

-145-

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13

（参考３）各プラントの概略申請・審査スケジュール（仮）(2/5)
【分類２】＜前提条件＞

・移行期間開始は2023.7と仮定
・新制度長期計画は現行法評価書をもとに作成
・新制度長期計画作成は、手順書・計画書作成2か月、長期計画案作成2か月、品質確認・申請準備2か月の計6か月
・現行法認可後、新制度長期計画申請まで3か月（認可評価書の反映1か月、品質確認・申請準備2か月）

2023年度4

新制度
スケジュール(仮)

5

6

7

8

9

10

11

12

2024年度
1

2

3

4

5

6

7

2023.7移行期間開始

8

9

10

12

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

2026年度1

2

移行期間開始＋２年

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

移行期間開始＋３年

前後する

▼申請
移行期間前に
申請と仮定

グループ①

新制度長期計画作成 半年▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

前後する

▼申請

移行期間前に
申請と仮定

グループ③
40年目

申請時期によって審査期間(現行制度)

PLM40現行制度申請↓
PLM40新制度申請

2

40年目

申請時期によって

高浜４号機(1985.6.5)

2025年度
1

移行期間開始＋１年と仮定

審査期間(現行制度)

PLM40現行制度申請
高浜３号機↓(1985.1.17)
PLM40新制度申請

11

新制度長期計画作成 半年▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

▼認可

30年目

審査期間(現行制度)

PLM30現行制度申請
玄海３号機↓(1994.3.18)
PLM30新制度申請▼申請

移行期間前に申請と仮定

新制度長期計画作成 半年▼認可・30評価書

審査期間

から作成

半年

-146-

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14

（参考３）各プラントの概略申請・審査スケジュール（仮）(3/5)
【分類２】＜前提条件＞

・移行期間開始は2023.7と仮定
・新制度長期計画は現行法評価書をもとに作成
・新制度長期計画作成は、手順書・計画書作成2か月、長期計画案作成2か月、品質確認・申請準備2か月の計6か月
・現行法認可後、新制度長期計画申請まで3か月（認可評価書の反映1か月、品質確認・申請準備2か月）

2023年度4

新制度
スケジュール(仮)

5

6

7

8

9

10

11

2024年度

12

1

2

3

4

5

2023.7移行期間開始

6

7

8

9

10

11

12

2025年度12

34

移行期間開始＋１年

と仮定

▼認可

5

6

7

8

9

10

11

12

2026年度1

2

移行期間開始＋２年

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

移行期間開始＋３年

40年目

審査期間
(現行制度)

川内１号機(1984.7.4)

PLM40現行制度申請↓
PLM40新制度申請

グループ①

▼申請

新制度長期計画作成 半年▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

▼認可

グループ②

40年目

審査期間
(現行制度)

PLM40現行制度申請
川内2号機↓(1985.11.28)
PLM40新制度申請▼申請
新制度長期計画作成 半年▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

▼認可
審査期間

PLM30現行制度申請
島根2号機↓(1989.２.10)
PLM30新制度申請(現行制度)▼申請

新制度長期計画作成 半年▼認可・30評価書

審査期間

から作成

半年

-147-

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15

（参考３）各プラントの概略申請・審査スケジュール（仮）(4/5)
【分類３】＜前提条件＞

・移行期間開始は2023.7と仮定
・新制度長期計画は現行法評価書をもとに作成
・新制度長期計画作成は、手順書・計画書作成2か月、長期計画案作成2か月、品質確認・申請準備2か月の計6か月
・現行法認可後、新制度長期計画申請まで3か月（認可評価書の反映1か月、品質確認・申請準備2か月）

2023年度4

新制度
スケジュール(仮)

5

6

7

8

9

10

11

12

2024年度
1

2

3

4

5

6

7

2023.7移行期間開始

9

10

11

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

2026年度12

34

移行期間開始＋２年

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

移行期間開始＋３年

グループ②

▼申請

高浜１号機
↓
(1974.11.14)
PLM50新制度申請

1

50年目

現行制度での申請可能期間

PLM50現行制度申請 評価書作成

2025年度12

移行期間開始＋１年

と仮定

現行制度

8

▼認可
審査期間(現行制度)▼申請
新制度長期計画作成 半年▼認可・50評価書

審査期間

から作成

半年

グループ④

30年目

現行制度での申請可能期間

▼申請
現行制度

PLM30現行制度申請
伊方３号機↓(1994.12.15)
PLM30新制度申請

評価書作成

▼認可
審査期間(現行制度)▼申請
新制度長期計画作成 半年▼認可・30評価書

審査期間

から作成

半年

-148-

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（参考３）各プラントの概略申請・審査スケジュール（仮）(5/5)＜前提条件＞【分類４】

・移行期間開始は2023.7と仮定
・新制度長期計画は現行法評価書をもとに作成
・新制度長期計画作成は、手順書・計画書作成2か月、長期計画案作成2か月、品質確認・申請準備2か月の計6か月
・現行法認可後、新制度長期計画申請まで3か月（認可評価書の反映1か月、品質確認・申請準備2か月）

2023年度4

5

6

新制度
スケジュール(仮)

7

8

9

10

11

2024年度

12

1

2

3

4

5

6

2023.7移行期間開始

7

8

9

10

11

12

2025年度
1

2

3

4

5

6

移行期間開始＋１年

と仮定

7

8

9

（認可済み）

12

2026年度
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

移行期間開始＋３年

50年目

新制度長期計画

新制度施行までに認可要作成 半年

PLM40新制度申請
高浜２号機↓(1975.11.14)
PLM50新制度申請

11

移行期間開始＋２年▼申請

PLM40評価書

10▼認可・40評価書

審査期間

から作成

半年

50年目までの運転認可

グループ②

監視試験

60年目までの運転認可▼申請

長期施設管理計画作成▼認可
審査期間(新制度)

グループ③、④【分類５】
2023年度4

新制度
スケジュール(仮)女川２号機(1995.7.28

5

6

7

8

9

10

11

12

2024年度
1

2

3

4

5

6

2023.7移行期間開始

7

8

9

10

11

12

2025年度
1

2

3

4

5

移行期間開始＋１年と仮定

PLM30新制度申請

7

8

9

10

11

12

2026年度1

2

移行期間開始＋２年▼申請
長期施設管理計画作成

6

▼認可

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

移行期間開始＋３年

30年目

審査期間(新制度)-149-

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