資料１－２
2020 年 12 月 22 日
原子力エネルギー協議会

原子力規制検査に関する事業者意見について
１．はじめに第２回検査制度に関する意見交換会合（11 月 6 日）以降の状況について実用炉事業者で確認した特記事項を報告する。
2．良好事例
特記事項なし3．改善要望3．１ チーム検査の運用について
特記事項なし3．２ チーム検査以外の全般の運用について（１）検査ガイドへの気付き事項


検査ガイドへの気付き箇所について別紙に示す。気付き事項を基に，ガイド全体について確認，見直しを行って頂きたい。



原子力規制検査の実運用の中でガイドの解釈等について確認したい点は，適宜確認させて頂きたい。

4．別紙


検査ガイド気付き事項＜対象ガイド＞(1) 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（No.1～８）(2) 原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド（No.９）

以上

1-5-別紙：検査ガイド気付き事項

No

文書名

見直し案

理由

（1）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
1
表2－劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域

表2－劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域（✓）適切なボックスをチェックすること。

（✓）適切なボックスをチェックすること。

発生防止

影響緩和

閉じ込めの維持発生防止

拡大防止・影響緩和

閉じ込めの維持□ A. LOCA の要因（例、加圧 □ A. 緩和システム□ A. プラントの擾乱に対する器 ヒータースリーブ、原子緩和機能としての原子炉冷□ 崩壊熱除去機能の劣化
炉圧力容器配管、ペネトレ
却系（RCS）バウンダリ（例、ーション、制御棒駆動機構加圧熱衝撃など）
ノズル、加圧器逃し弁及び逃し安全弁からの原子炉冷□ 短期炉心冷却機能の劣化
却材漏えい並びに、インタ
注意：漏えいなど、このほかの□ 一次系（例、安全注入 全ての RCS バウンダリに関す
フェース・システム LOCA
系（PWR）、主給水系、 る事項は、発生防止の監視領域に関する事項など）
HPCI、RCIC（BWR）、 において考慮される。
高圧系、低圧系）□ B. 過渡事象の要因（例、原□ 二次系、PWR のみ
子炉／タービン・トリップ、（例、補助給水系、主 □ B. 原子炉格納容器バリアの外部電源喪失、海水系喪失、給水系、ADV など）
劣化
主蒸気／給水配管の劣化な□ 実際の破損又はバイパスど）□ 長期炉心冷却機能の劣化（例、貫通シール、ISLOCA に関係する隔離（例、ECCS サンプ再循弁、ベント及びパージ・シ□ D. 蒸気発生器伝熱管破断環、圧力抑制プールなど）
ステムからの漏えい、圧力抑制プールの機能維持に必要なシステム／機器□ E. 外部事象の起因事象（火 □ B. 外部事象緩和システムの故障など）
災及び内部溢水に限定）□ 熱除去、水素又は圧力制（例、地震／火災／溢水／御システムの劣化
異常気象の防護機能の劣化）□ A. LOCA の要因（例、加圧 □ A. 緩和系□ A. プラントの擾乱に対する器 ヒータースリーブ、原子緩和機能としての原子炉冷□ 崩壊熱除去機能の劣化炉圧 力容器配管、ペネトレ
却系（RCS）バウンダリ（例、ーショ ン、制御棒駆動機構加圧熱衝撃など）
ノズル、加圧器逃し弁及び逃し安全弁からの原子炉冷□ 短期炉心冷却機能の劣化
却材漏えい並びに、インタ
注意：漏えいなど、このほかの□ 一次系（例、安全注入 全ての RCS バウンダリに関す
フェース・システム LOCA
系（PWR）、主給水系、 る事項は、発生防止の監視領域に関する事項など）
HPCI、RCIC（BWR）、 において考慮される。
高圧系、低圧系）□ B. 過渡事象の要因（例、原□ 二次系、PWR のみ
子炉／タービン・トリップ、（例、補助給水系、主 □ B. 原子炉格納容器バリアの外部電源喪失、海水系喪失、給水系、主蒸気逃し弁主蒸気／給水配管の劣化な劣化など）
ど）□ 実際の破損又はバイパス□ C. 制御室、補助建屋／原子炉建屋又は使用済燃料建屋□ C. 反応度制御系の劣化（原のバ リアの劣化。
子炉保護系を含む）□ C. 制御室、補助建屋／原子炉建屋又は使用済燃料建屋のバ リアの劣化。
□ C. 反応度制御系の劣化（原子炉保護系を含む）（案 1：C 項を新規追加）□ C. サポート系の要因（海水系喪失）（B 項の海水系喪失は削除）□ D. 蒸気発生器伝熱管破断□ E. 外部事象の起因事象（火災及び内部溢水に限定）（案 2：D、E 項を繰り上げ）□ 制御棒の誤動作□ 不注意による原子炉冷却 □ D. 使用済燃料プール系の希釈又は冷水の注入□ 未臨界状態の維持□ 反応度管理（例、許可されている出力限度の超□ 使用済燃料プールの水量過）及び水温（例、冷却）□ C. 蒸気発生器伝熱管破断□ D. 外部事象の起因事象（火災 及び内部溢水に限定）□ 燃料取扱い2-6-□ 長期炉心冷却機能の劣化（例、ECCS サンプ再循環、圧力抑制プールなど）□ B. 外部事象影響緩和系（例、地震／火災／溢水／異常気象の防護機能の劣化）□ 制御棒の誤動作□ 不注意による原子炉冷却系の希釈又は冷水の注入□ 反応度管理（例、許可されている出力限度からの超過）（例、貫通部シール、ISLOCA に関係する隔離弁、ベント及びパージ・システムからの漏えい、圧力抑制プールの機能維持に必要なシステム／機器の故障など）□ 熱除去、水素又は圧力制御系の劣化□ D. 使用済燃料プール

C 項が抜けているため，案1 又は案 2 とすることを提案する。なお、附属書 1 の「別紙 1-発生防止のスクリーニングに関する質問」では以下のように分類されている。

A. LOCA の起因となる事象
B. 過渡事象の起因となる事象
C. サポート系に係る起因事象
D. 蒸気発生器伝熱管破断
E. 外部事象に係る起因事象□ 未臨界状態の維持□ 使用済燃料プールの水量及び水温（例、冷却）□ 燃料取扱いその他誤記修正

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名見直し案

理由（1）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）2
表

3－安全重要度評価の附属書の選定ルート

表

3－安全重要度評価の附属書の選定ルート

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域の中に存在している場合：

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域の中に存在している場合：

1．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 4 に進むこと。

1．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 4 に進むこと。

ステップ B について
附属書 6 の添付 1 の「1.

2．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 3 に進むこと。

適用」には以下の通り記載

2．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書 3 に進むこと。

がある。
「1. 適用

3．核燃料施設等の場合は、附属書 9 に進むこと。

3．核燃料施設等の場合は、附属書 9 に進むこと。

3． 発生防止、影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対処の監視領域の場合は、以下に進むこと 。

4． 発生防止、拡大防止・影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対処の監視領域の場合は、以下に進むこと 。

料があり、残留熱除去又はA から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全ての質問に対する答えが「いい通常の温度及び圧力に管え」の場合は、附属書 1 に進むこと。

理されている状況において本スクリーニングは、プラント停止時において、炉内に燃崩壊熱除去により系統がA から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全ての質問に対する答えが「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

使用することとし、それ以外

A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処 ：の状況については、安全重A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処 ：検査結果は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規模損壊対処等に係る設備、機器、体制及び作業員の線量措置に関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書 2 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 2 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

B. 停止、燃料補給及び強制停止：

要度評価ガイドの添付 1

検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規模損壊対処等に係る設備、機器、 体制及び作業員の線量措置に関係しているか。に示される初期評価に戻ることとする」
上記の通り，附属書 6 は炉に燃料があることを前提と

B. 停止、燃料取替及び強制停止：

していることから，プラント停検査結果は、プラントが停止していたときの作業、操作、事象又は劣化状態に関係しているか。

注：附属書 6 は、燃料取替え又は強制的及び保守のための停止時において、事業者において RHR 運転の条件が整い、RHR 冷却が開始された時点に始まり、プラント加熱の間に RHR が確保されている時点までの期間に適用される。

検査指摘事項は、プラントが停止していて、かつ原子炉内に燃料があるときの作業、操作、事象又は劣化状態に関係しているか。

止中のうち原子炉内から全燃料が取り出されている場
合は附属書 6 を使用しな

注：附属書 6 は、燃料取替え又は強制的及び保守のための停止時において、事業者において RHR 運転の条件が整い、RHR 冷却が開始された時点に始まり、プラント加熱の間に RHR が確保されている時点までの期間に適用される。

いことを明確化することを提案する。

□「はい」の場合は、附属書 6 に進むこと。
□「はい」の場合は、附属書 6 に進むこと。
□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。
□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。
C. メンテナンスのリスク評価 ：C. メンテナンスのリスク評価 ：検査結果は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び 管理に関係しているか。

検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び 管理に関係しているか。

3-7-



その他誤記修正

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名見直し案

理由（1）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
3□「はい」の場合は、附属書 7 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 7 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

D. 火災防護：1．検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

D. 火災防護：a．検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

2. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

b. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

（1）仮置可燃焼物、仮置発火源又は高温作業による火災の発生防止及び管理統制について十分な実施を怠ったか。

（1）仮置可燃物、仮置発火源又は高温作業による火災の発生防止及び管理統制について十分な実施を怠ったか。

（2）固定式の防火システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

（2）固定式の防火システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。

（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。

□「はい」の場合は、附属書 5 に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書 5 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書 1 に進むこと。

5. 実用発電用原子炉施設について附属書 1 ～ 8 で評価できない場合、附属書 9 に進むこと。

表３で附属書を選定することとなっているが，現状の記載だと全ての検査指摘事項に対して附属書１～８のいずれかで評価を適用するように読めるため，どの附属書にも当てはまらない場合，附属書 9 へ進むことが表 3 から読めるようにすることを提案する。

4-8-

その他誤記修正。

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名見直し案

理由（1）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
4
附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

添付１：初期スクリーニング及び指摘事項の特性化（スクリーニング）

添付１：初期スクリーニング及び指摘事項の特性化（スクリーニング）

（中略）

（中略）

3．スクリーニングの概要

3．スクリーニングの概要

プラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中 の事象又はプラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中 の事象又は状態のリスクを把握するものである。停止中の事項を含み、マイナーを超えると判断された全ての状態のリスクを把握するものである。停止中の事項を含み、軽微を超えると判断された全ての事項

事項は安全重要度評価ガイドの添付 1 を用いて初期評価が 行われる。検査指摘事項が「発生防は安全重要度評価ガイドの添付 1 を用いて初期評価が 行われる。検査指摘事項が「発生防止」、止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」 又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」 又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視監視領域に影響を及ぼす場合は、安全 重要度評価ガイドの添付 1 の表 3 により、検査官は適用領域に影響を及ぼす場合は、安全 重要度評価ガイドの添付 1 の表 3 により、検査官は適用するする安全重要度評価手法を選定する。プラント停止時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用す安全重要度評価手法を選定する。プラント停止時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用する。検る。検査官は、安全重要度評価ガイドの添付 1 の表 1、2 における検査指摘事項の初期評価から査官は、安全重要度評価ガイドの添付 1 の表 1、2 における検査指摘事項の初期評価からの情報の情報 を活用するが、安全重要度評価ガイドの添付 1 で指示される場合に表 3 のステップ A にを活用するが、安全重要度評価ガイドの添付 1 で指示される場合に表 3 のステップ B においておいてこの附属書に移行する。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問の 目的は、詳細この附属書に移行する。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問の 目的は、詳細リスクリスク評価でのより詳細な解析に入る前に、「緑」に評価できるものを判断することである。

評価でのより詳細な解析に入る前に、「緑」に評価できるものを判断することである。

スクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官

スクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官

は、影響を受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘は、影響を受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘事項の重要度を決定するための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全事項の重要度を決定するための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全重要度評価の初期段階から事業者のリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の重要度評価の初期段階から事業者のリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の枠組みを活用して事業者側の入力や仮 定の妥当性を評価していくこととする。

枠組みを活用して事業者側の入力や仮 定の妥当性を評価していくこととする。

5-9-誤記修正

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名

見直し案

理由

（1）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
5

原子炉施設安全の監視領域
附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド

は以下を指す。

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）

別紙 1－スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）

①発生防止

（中略）

（中略）

1.3 当該指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特定する。

1.3 当該指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特定する。

②拡大防止・影響緩和③閉じ込めの維持④重大事故等対処及び大規模損壊

□

発生防止

□ 発生防止「原子炉冷却系バリア」等は，

□□□
□

影響緩和
原子炉冷却系バリア
燃料バリア
格納容器バリア□ 影響緩和□ 閉じ込めの維持

閉じ込めの維持の監視領域に関する評価領域として「検査気付き事項のスクリーニングガイド」に定められている。「監視領域を特定する」ということなので，

注記：複数の監視領域に影響を及ぼす指摘事項の重要度を評価する場合は、当該指摘事項のドミナ 注記：複数の監視領域に影響を及ぼす指摘事項の重要度を評価する場合は、当該指摘事項のドミナン 「閉じ込めの維持」との記載へント（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。
ト（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。
見直すことを提案する。

6-10-

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名

見直し案

理由

(1)原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
6

附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド
表1安全機能主要システム
サポートシステム
残留熱除去

残留熱除去
余熱除去
停止時冷却蒸気発生器（PWR）
フ ィ ー ド ＆ ブ リ ード
（ 低 圧 注 入 、 高 圧注入、蓄圧系）（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ（BWR）

起因事象シナリオ

交流電源
RHR 喪失直流電源
SDC 喪失RHR/DHR 熱交換器
外部電源喪失補機冷却系（PWR）
保有水流失
電動式逃がし弁（PWR）
オーバードレン計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器入口 （PWR）／出口温度と RHR/DHR 流量指示、炉心出口温度 レ ベ ル 制 御 喪 失計）（原子炉蓋が取り付けられた PWR のみ）（LOLC）（PWR）
余熱除去所内用水（BWR）
補機冷却水流出
安全逃がし弁（BWR）
（CCW）
（PWR）
訓練
余熱除去所内用水流手順
出（RHRSW）（PWR）
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

附属書 6 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド
表1
安全機能主要システム
サポートシステム
残留熱除去

残留熱除去
余熱除去
停止時冷却
蒸気発生器（PWR）
フィード＆ブリード（低圧注入、高圧注入、蓄圧系）（PWR）
制御棒駆動系（BWR）
炉心スプレイ（BWR）

交流電源
直流電源
RHR/DHR 熱交換器
補機冷却系（PWR）
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器入口／出口温度と RHR/DHR 流量指示、炉心出口温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた PWR のみ）
余熱除去所内用水（PWR）
逃がし安全弁（BWR）
訓練手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

起因事象シナリオ
RHR 喪失SDC 喪失外部電源喪失保有水流失
オーバードレン
（PWR）
レベル制御喪失（LOLC）（PWR）
補機冷却水流出（CCW）（PWR）
余熱除去所内用水流出（RHRSW）
（PWR）

低圧注入
ドレンダウン隔離弁
保有水流出（LOI）
高圧注入充填系（PWR） AC 電源
オーバードレン（OD）
（PWR）
DC 電源
制御棒駆動系（BWR）
RHR/DHR 熱交換器
炉心スプレイ（BWR）
レ ベ ル 制 御 喪 失
RHR/DHR 逃がし弁
（LOLC）（PWR）
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器 入口／出口温度と RHR/DHR 流量指示、炉心出口温度計）（原子炉蓋が取り付けられた PWR のみ）
安全逃がし弁（BWR）
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

保有水管理

非常用ディーゼル発電 AC と DC 母線
バッテリとバッテリ充電器
機
電気発電機
外部電源供給
インバータ
外部変圧器
訓練
外部インバータ
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

電源利用可能性

反応度制御 RPS
AC 電源
制御棒関連駆動機構DC 電源
化 学 水 と 容 量 調 整 系 核計装（PWR）
訓練
待機中液体制御系（BWR） 手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

反応度（偶発的臨界）反応度制御 RPS
AC 電源
制御棒関連駆動機構
DC 電源
化学体積制御系（PWR） 核計装
ホウ酸水注入系（BWR） 訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

反応度（偶発的臨界）

格納容器

全起因因子

格納容器

全起因因子

保有水管理

電源利用可能性

水素制御
格納容器封鎖能力
貫通AC 電源
DC 電源
ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
一時封鎖/貫通訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

低圧注入
ドレンダウン隔離弁
高圧注入充填系（PWR） AC 電源
制御棒駆動系（BWR） DC 電源
炉心スプレイ（BWR） RHR/DHR 熱交換器
RHR/DHR 逃がし弁
電動式逃がし弁（PWR）
計装（例えば RCS 水位、RHR/DHR 熱交換器 入口／出口温度と RHR/DHR 流量指示、炉心出口温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた PWR のみ）
逃がし安全弁（BWR）
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

保有水流出（LOI）
オーバードレン（OD）（PWR）

非常用ディーゼル発 AC と DC 母線
バッテリとバッテリ充電器
電機
電気発電機
外部電源供給
外部変圧器
インバータ
訓練
外部インバータ
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

全起因因子

水素制御
格納容器封鎖能力
貫通部

7-11-

AC 電源
DC 電源
ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
仮設封鎖/貫通部
訓練
手順
沸騰までの時間と炉心露出までの時間

レ ベ ル 制 御 喪 失（LOLC）（PWR）

系統・機器名称について修正

別紙：検査ガイド気付き事項
No

文書名

見直し案

理由(1)原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r0）
7

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙 3－影響緩和のスクリーニングに関する質問

1. 当該指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える欠陥である場合、当該 SSC は 1. 当該指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC は その運用性又は機能性を維持しているか？

米国 NRC のガイド（IMC0609 Appendix G）でその運用性又は機能性を維持しているか？

は「deficiency」と記載され（中略）ている。日本では（中略）「performance
9. 当該指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

9. 当該指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

□ はい →□ はい →



以下の項目が該当するかチェックする

劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。



消火器や火災ホースが不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホースステーションが近くにあった。

□8

定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する
いいえ→ンス劣化」と訳すことで統一されていることから，この部以下の項目が該当するかチェックする分も記載の見直すことを提劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかっ案する。（附属書１別紙た。

2 へも同様に反映頂きた

消火器や消火ホースが不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホース格納庫が近くい）にあった。

□ 上記の項目が一つも該当しない →□deficiency」は「パフォーマ→

次へ進む

緑とする

□ 上記の項目が一つも該当しない →□□定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する
いいえ→→

別紙４―閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

（中略）

（中略）

B.

B.

6.当該指摘事項は格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、要因アクセスハッチ、恒設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）？

その他機器名称について修正緑とする

別紙４―閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

格納容器バリア

次へ進む

格納容器バリア6.当該指摘事項は格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、所員アクセスハッチ、恒設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）？

8-12-

機器名称について修正

別紙：検査ガイド気付き事項

No

文書

改定案

理由

(2)原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド
9４． 定 期事 業 者検 査 の 報告
（１ ） 定期 事 業者 検 査 の報 告 書の 記 載事 項 （ 第２ 項 ）第 ３ 号 の原 子 力施 設の 種 類 につ い ては 、 特に 、原子 力 施 設の 一部 に つ いて 実施
す る こ とと し て いる 場合 は 、当 該定 期 事業 者 検査 の 期 間で 検査 対 象 とし て い る原子 力 施 設範 囲 を 記載 する 必 要が あ る。 なお 、 実用 炉 施 設に おい て 、 同じ 原 子 力施設 内 の 複数 の 発 電用 原子 炉 （号 機） の 設備 を 共用 し て いる 場合 に お いて 他 の 発電用 原 子 炉（ 号 機 ）の 設備 に おい て検 査 対象 と して 管 理 して いる も の は当 該 号 機で検査 対 象の 原 子力 施 設 とし て 記載 を 要さ な い 。
「検 査 開始 予 定日 」 と は、 原 則と し て、 検 査 対象 と する 原 子力 施 設 の運 転 等を停止 す る日（ 発電 用 原 子炉 施 設に お いて は発 電機 を 解列 す る日 。以 下同 じ 。）と する 。ただ し 、故 障 等 によ り 原子 力 施設 を 停 止し たこと 等 によ り 、原子 力 施設 の 運
転 等 を 停 止 し た 日 よ り後 に 定期 事 業 者 検 査 を 実 施 す る こ とと し た 場合 に お い ては、 こ の限 り では な い 。
第４ 号 の「 検 査の 実 績 又は 予 定の 概 要」 に は 、当 該 定期 事 業者 検 査 の期 間 で実施し 、 又は 実 施す る こ とと し てい る 定期 事 業 者検 査 の項 目 を記 載 す ると と もに 、
検査 の 実績 に つい て は 当該 検 査項 目 ごと の 終 了日 を 記載 す る必 要 が ある 。
（２ ） 定期 事 業者 検 査 報告 書 の添 付 書類 記 載 事項 （ 第３ 項 ）① 定 期事 業 者検 査 の 計画 （ 第１ 号 ）○定 期 事業 者 検査 に 係 る工 程
計 画 し てい る 工程 とし て 、 定期 事 業者 検 査の 開始 か ら 終了 ま での 一 連の 工 程、各 予 定 日（ 実 用 炉施 設に お いて は、 開 始に つ いて は 発 電機 の解 列 日 並び に 終 了に
つ い て は 発 電 用 原子 炉 の 起 動 日 及 び 発 電機 の 並 列 日 を 含 む 。） 並 び に 定 期 事 業者
検 査 の 項目 ご と の検 査の 実 施時 期 （前 回の 定 期事 業 者 検査 終了 以 降 、当 該 定 期事
業者 検 査開 始 まで に 実 施し た 検査
（ 先行 実施 検査 ）が ある 場合 は 、そ の旨 を 明示 。
） を記 載 する 必 要が あ る 。

４． 定 期事 業 者検 査 の 報告
（１ ） 定期 事 業者 検 査 の報 告 書の 記 載事 項 （ 第２ 項 ）第 ３ 号 の原 子 力施 設の 種 類 につ い ては 、特に、原子 力 施 設の 一部 に つ いて 実施す
る こ と とし て いる 場 合は 、当該 定 期 事業 者検 査 の期 間 で 検査 対 象と し てい る原子 力施 設 範 囲を 記載 す る 必要 が ある 。なお 、実 用 炉施設 に おい て 、同 じ原 子 力施設 内 の複 数 の 発 電用 原子 炉（ 号 機 ）の 設備 を 共 用し て いる 場合 に お い て他 の 発電用 原 子炉（ 号 機 ）の 設備 に おい て 検査 対象 と し て管 理 して いる も の は 当 該号 機で検査 対 象の原 子力 施 設 とし て 記載 を 要さ な い 。
「検 査 開始 予 定日 」と は、原 則と し て、検 査 対象 と する 原 子力 施 設 の運 転 等を 停止 す る日（ 発電 用 原 子炉 施 設に お いて は 発 電機 を解列 す る日 。以 下同 じ 。）と する 。
ただ し 、故 障 等 によ り 原子 力 施設 を 停 止し た こと 等 によ り 、 原子 力 施設 の 運転 等
を停 止 した 日 よ り後 に 定期 事 業者 検 査 を実 施 する こ とと し た 場合 に おい て は、 この限 り では な い 。
第４ 号 の「 検 査の 実 績 又は 予 定の 概 要」に は 、当 該 定期 事 業者 検 査 の期 間 で実 施し 、 又は 実 施す る こ とと し てい る 定期 事 業 者検 査 の項 目 を記 載 す ると と もに 、 検査 の 実績 に つい て は 当該 検 査項 目 ごと の 終 了日 を 記載 す る必 要 が ある 。
事業者は，定期事業者検査
定期事業者検査報告書は第２項に基づき定期事業者検査開始前、原子炉起動前、定期事業者検査終了後に報告する必要がある。ただし、当初の報告内容から運転計画の変更届出を伴 報告書を法令に基づき定期事○当 該 定期 事 業者 検 査 期間 中 に実 施 する 工 事
定期 事 業者 検 査の 工 程 に直 接 影響 す る工 事 に つい て、そ の概 要 を記 載す る こと。
また 、定 期 事業 者 検査 の結 果 に伴 い 発生 す る 工事 が あら か じめ 想 定 され る 場合 は、その 旨 を記 載 する こ と 。

更がある際には，定期事業者○当 該 定期 事 業者 検 査 期間 中 に実 施 する 定 期 事業 者 検査 項 目定 期 事 業者 検 査の 全て の 検 査項 目 を明 示 した 上で 、そ れぞ れ の検 査 項目 に ついて、 以 下の 事 項を 記 載 する 必 要が あ る。
・当 該 定 期事 業 者 検査 の期 間 中に お ける 実施 の 予 定 の 有無 及 びそ の 理由（ 施設管 理 の 目標 、施 設管 理 の実 施 に関 す る計 画（ 以下「 施 設 管 理実 施 計画 」 という。
）
で 定め て いる 実施 頻度 に 基づ く もの か 又 はこ れ 以外 の 状況 に よ るも の か等）
・ 前 回の 定 期事 業 者検 査 から 、定 期 事業 者検 査の 項 目 、保全 方式 、実 施 頻 度及び検 査 範囲 等 の内 容 を 変更 し た場 合 には そ の 旨・長 期 施 設管 理 方 針の 反映 と して 実 施し 、又 は これ を 考 慮す るこ と に より 内容を変 更 する も のか 否 か○前 回 の定 期 事業 者 検 査か ら の変 更 点
前 回 の 定 期 事 業 者 検査 の 結 果 等 を 踏 ま え て今 回 の 定 期 事 業 者 検査 に 反 映 し た
事 項 等 に つ いて 、 定期 事 業 者検 査 全体 を 概括 して 記 載 する 必 要が あ る。 こ こで 、前う検査時期の変更が生じた場合は、上述の時期に加えて定期事業者検査報告書の提出が必要である。
（２ ） 定期 事 業者 検 査 報告 書 の添 付 書類 記 載 事項 （ 第３ 項 ）① 定 期事 業 者検 査 の 計画 （ 第１ 号 ）○定 期 事業 者 検査 に 係 る工 程
計 画 し てい る 工程 とし て 、定期 事 業者 検 査の 開 始か ら 終 了ま での 一 連 の工 程、各
予 定 日 （ 実 用 炉施 設 に お い て は 、 開 始に つ い ては 発 電 機 の解 列 日 並 び に 終 了に つい て は 発電 用 原子 炉 の起 動 日及 び 発 電機 の 並列日 を 含 む 。）並 びに 定期 事 業者 検 査の 項 目 ご と の検 査 の 実 施 時 期 （ 前 回の 定 期 事 業 者 検 査 終了 以 降 、 当 該 定 期事 業者
検 査開 始 まで に 実 施し た 検査
（ 先行 実 施 検査 ）が ある 場合 は 、そ の旨 を 明示 。
） を記 載 する 必 要が あ る 。
○当 該 定期 事 業者 検 査 期間 中 に実 施 する 工 事
定期 事 業者 検 査の 工 程 に直 接 影響 す る工 事 に つい て、そ の概 要 を記 載す る こ と。
また 、定 期 事業 者 検査 の結 果 に伴 い 発生 す る 工事 が あら か じめ 想 定 され る 場合 は、その 旨 を記 載 する こ と 。
○当 該 定期 事 業者 検 査 期間 中 に実 施 する 定 期 事業 者 検査 項 目定 期 事 業 者 検 査 の 全て の 検 査 項 目 を 明 示 した 上 で 、 そ れ ぞ れ の検 査 項 目 に ついて、 以 下の 事 項を 記 載 する 必 要が あ る。
・ 当 該 定 期 事 業 者 検査 の 期 間 中 に お け る 実施 の 予 定 の 有 無 及 びそ の 理 由 （ 施設管 理 の 目標 、施設 管 理の 実 施に 関 する 計 画（ 以 下「 施 設 管理 実 施計 画 」とい う。
）
で 定め て いる 実施 頻度 に 基づ く もの か 又 はこ れ 以外 の 状況 に よ るも の か 等）
・前 回 の 定期 事 業 者検 査 から 、定 期 事業 者検 査 の項 目 、保全 方式 、実 施頻 度及び検 査 範囲 等 の内 容 を 変更 し た場 合 には そ の 旨・ 長 期 施 設 管 理 方 針の 反 映 と し て 実 施 し 、又 は こ れ を 考 慮 す るこ と に よ り 内容を変 更 する も のか 否 か○前 回 の定 期 事業 者 検 査か ら の変 更 点
前 回 の 定 期 事 業 者 検査 の 結 果 等 を 踏 ま え て今 回 の 定 期 事 業 者 検査 に 反 映 し た 事
項 等 に つい て 、 定期 事業 者 検査 全 体を 概括 し て記 載 す る必 要が あ る 。こ こ で 、前9-13-

業者検査開始前，原子炉起動前，定期事業者検査終了後に提出する必要がある。一方，上記以外のタイミングであっても，例えば，運転計画を変更するような大幅な計画変検査報告書の補正を提出する
よう NRA から指導されている。
この運用の実態をガイドに反映することを提案する。