資料３−１

安全性向上評価届出の制度のあり方や運用の見直しに係る事業者意見

2024年3月8日

原子力エネルギー協議会

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1

論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （１/６）➢ 安全性向上評価制度の目的は、許認可・検査等で担保された安全性をベースに、事業者が自主的・継続的に安全性を向上させていくことであり、事業者は、許認可制度に加え、本制度を活用し、安全性向上対策を抽出し、取り組んでいる。
また、その内容をNRAに届出し、公表することで、社会に対し事業者の取組みを知っていただく機会となっている。
➢ 現行制度の中で安全性向上に取り組むにあたっての、他の許認可制度等との関係性及び事業者の認識する課題を示す。

課題認識

タイムリーな安全対策実施が困難となる可能性
バックフィット対応

デジタルCCFに係る対応

保安活動全般

実施計画

品質保証

詳細設計

運転管理

設置変更許可
詳細設計

設計・工事

審査等に

計画認可

時間を要する

要件整合報告書
工事開始

工事開始

手順書

手順書

事業者検査

事業者検査

使用前事業者検査

工事完了

工事完了
NRA

：事業者活動：NRA活動

安全性向上評価届出

許認可制度
設置変更許可
設計・工事
計画認可

１章

CAP

CM

保安規定

事業者

機器/設備の詳細仕様を含んでおり、軽微な変更でも申請が必要

保安規定

PRA
保安活動

PI
事業者検査

デジタルCCF２章

新知見(設計経年化評価含む)

に係る対応

・

内部・外部事象

事業者

・規制基準への適合性 (事業者検査の実施状況)
・結果の公表バックフィット化

・自主的安全性向上を含めた保安活動全般＊

決定論的安全評価【原子力規制検査】

必要に応じて(中長期評価)

PRA
ST評価

３章

NRA

３章

PI

・

【技術情報検討会】
・NRAによる知見収集・
分析

【届出】

長期施設管理計画・届出書の確認
NRA

事業者＊
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論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （２/６）

2:NRAより示された主な対応方針(概要)を示す ➢ :事業者意見を示す

安全性向上評価の担うべき役割として示された論点✓ 制度のあり方についても、許認可・検査等との関係の中でどのような役割を担うべきか、規制当局はどのように関わるべきか、何らかの見直しを行う場合に必要となる
外部条件などについて、中長期的な課題として議論を行う。

➢ 中長期的には、規制制度全体の中で届出制度が以下の役割を担いつつ、NRAも関与できる仕組みとなる
よう、法令改正を見据えた見直し議論を行っていただきたい。
（過去の基本部会での九州・関西・四国説明資料も参照）
・ 事業者がリスク情報をはじめとする様々な情報を活用し、より効果的・効率的かつタイムリーに安全性向上に取り組める仕組みを整える

・ 事業者が自主的に取り組める範囲を拡大する等、安全性向上に取り組むインセンティブを付与する【例】●安全性が向上する、またはリスクへの影響が軽微な場合、NRAの関与を受けた上で、安全性向上
評価届出を通じて、タイムリーに設備改造、運用変更等を実施可能とする。（詳細はP3）●バックフィット対象となり得る案件であったデジタルCCF対策のように、 NRAの関与を受けた上で、事業者が機動的かつ自主的に取り組むことができる範囲を拡大する。
➢ 加えて、安全性向上対策導入をタイムリーに実施するため、機動的な許認可手続きが実施できるよう、規制制度の見直しについて議論を行っていきたい。（詳細はP6）【例】 実用炉規則、設工認手続きガイドを改正し、簡略化（届出）対象範囲を広げる 等
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論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （３/６）

3【例】 安全性向上評価届出を活用した安全性向上対策（設備改造、運用変更等）の実施○安全性が向上する、またはリスクへの影響が軽微な場合、NRAの関与を受けた上で、安全性向上評価届出を通じて、タイム
リーに設備改造、運用変更等を実施可能とする。
（現状では、可搬設備の更新に伴う仕様変更、SA対応要員数の効率化等に、設置変更許可申請等が必要。）【手続きの流れ※】①【事業者】抽出した安全性向上対策の実施について、「安全性が向上する、又はリスクへの影響が軽微であること」、「条文適合性」、「自主検査による確認方法」、「実施予定時期」など、②の判断に必要な情報を、安全性向上評価届出書に記載する。
②【NRA】安全性向上評価届出書を確認し、必要に応じ、「届出書の補正/審査対象化/バックフィット化」を指示する。
③【事業者】設置変更等の届出を実施する。
④【事業者】安全性向上対策を計画的に実施する。
⑤【NRA】事業者の実施結果を原子力規制検査で確認する。
※デジタルCCF対策のように、予めNRAと審査対象化要否に係る議論を経た上で、計画・実施する場合は、必ずしもこの手続きの限りではない。

○上記の手続きを制度化し、個別の設備改造工事が対象となるかどうかを判断する基準となるガイドラインについて、
NRC 10CFR50.59（変更、検査及び試験）、NEI96-07（P4参照）を参考に、ATENAで策定・提案し、NRAのエンドースを受ける。
その判断基準は、定性的又は定量的（PRA評価結果も使用可）な基準とし、明確化を図りつつ、事例を積み重ねていく。
（例）変更に伴う事故発生確率の増加が10%以下、又は事故発生確率が10-6/年より低い、有効性評価に影響しない、等【メリット】
事業者 ：タイムリーに安全性向上対策の打ち出し・実施が可能。
規制当局：規制リソースを効率化し、よりリスクの高い案件に注力でき、かつ、適宜事業者の取組み状況を確認可能。
【成立するための条件・課題】
・（現状、設置変更許可申請の省略が不可であるため、）現行法体系の枠組みを前提としない、制度見直しが必要。
・ 審査ではなく自主的安全性向上を図ることを目的として、NRAと事業者が率直な意見交換ができる議論の場等が必要。
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論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （４/６）

4【参考】 NRC 10CFR50.59（変更、検査及び試験）と国内手続きの比較

米国

日本●連邦規則10CFR50.59（変更、検査及び試験）には、最終安全解析書(FSAR)に記載されている安全性への影響が考えられる施設、手順の変更等を⾏おうとする場合における、NRCの事前承認要否に係る要件が規定されている。
●10CFR50.59の運用については、NRC規制ガイドRG1.187に定められている。
●RG1.187では、10CFR50.59の事前承認要否の要件に係る具体的な解釈について、⺠間団体であるNEIが策定するNEI96-07を取り込んでエンドースしている。
●また、NEI96-07は、10CFR50.59の解釈について、判断が困難な事例が生じた場合、⺠間における技術的な検討を通して明確化した事例を積み重ねている。
●さらに、NEI96-07の冒頭には、NRCの事前承認が必要な場合の判断基準を明確化することにより、重要な変更がNRCによって適切に評価され承認されることが保証されつつ、事業者とNRC双⽅のリ
ソースを節約することができる。とのメリットに言及する記載がある。

●原⼦炉等規制法に規定される設置許可に基づく設計、運用を実施している。
●安全性への影響が考えられる施設、手順の変更等を⾏おうとする場合であって、その⾏為が設置許可の本文の変更を伴う場合、必ず設置許可変更手続きが必要●なお、原⼦炉等規制法に基づく設置許可基
準規則は、性能要求として規定されているが、発電用原⼦炉施設の設置（変更）許可申請に係る運用ガイドには、本文に仕様を記載することが要求されている。
●⼀⽅、バックフィットに関して、これまでの事例の積み重ねに基づき、新知⾒を取り⼊れる際の基本的な考え⽅について整理されている（2022.11.30)。

〇FSARの変更にあたり、規制、事業者双方が合意した事前承認要否の考え方がある。（＝安全性が向上する取組みであって事前承認が否の場合は、速やかな適用が可能）〇設置許可においては、本文記載事項に係る変更手続き要否の考え⽅はない。（＝安全性が向上する取組みであっても、本文変更が伴う場合は、許認可手続きが必要）
2022.3.15 炉安審・燃安審資料（関西電力）を元に作成。
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論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （５/６）

5【参考】安全性が向上する設備改造の例（高浜発電所３，４号機の送水車導入）（概要）
高浜３、４号機において、重大事故等の対応時に原子炉容器等への海水注水に必要な準備作業の安全性および効率性の向上を図るため、消防ポンプによる注水から、大飯３、４号機等で導入している送水車による注水に変更。
高浜３、４号機への送水車導入
消防ポンプのケース
１ユニット、最大６ラインの送水用ホースを敷設・72台の消防ポンプを設置
消防ポンプ用ホース

可搬式代替低圧注水ポンプ

仮設組立
式水槽

取
水
源

Ｐ

復水タンク

消防ポンプ設置・送水用ホース敷設のイメージ（対応必要人数：最大25名）

原子炉容器等へ
蒸気発生器へ

使用済燃料ピット

消防ポンプ
送水車のケース
１ユニット、１ラインの送水用ホースを敷設・１台のポンプ[送水車]を配備（最大6ライン→1ライン）

取水源

仮設組立式水槽

可搬式代替低圧注水ポンプ

復水タンク

送水車※

Ｐ

原子炉容器等へ送水用ホース敷設・送水車配備のイメージ（対応必要人数：7名）

蒸気発生器へ

使用済燃料ピット（※ポンプ性能：吐出圧力 1.0MPa

容量：210㎥/h）

本件は、重大事故等の対応時の注水能力等が向上し、安全性及び効率性が向上するものであるが、原子炉設置許可申請書本文の記載の変更に当たるため、法律に基づき、原子炉設置変更許可申請手続きを実施（合計審査期間
約３年：２０１８年２月設置許可申請（２０１９年９月許可）、２０１９年１０月工事計画認可申請（２０２０年２月認可）、２０１９年７月保安規定申請（２０２１年２月
認可））

本件に係る原子炉設置許可申請書本文記載の例
消防ポンプによる対応（既許可）

送水車による対応

設備台数

消防ポンプ
３号機：７０台、４号機：７２台、予備：１台

送水車
３号機：２台、４号機：２台、予備：１台

全要員数

発電所内待機要員：１１２名、召集要員：５８名

発電所内待機要員：１００名、召集要員：２８名

仕様

消防ポンプ
容量：約46m3/h以上

送水車
容量：約210m3/h以上、 吐出圧力：約1.0MPa〔gage〕
2022.3.15 炉安審・燃安審資料（関西電力）を元に作成。
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論点１ 安全性向上評価の担うべき役割（① 現行制度の中での位置づけ） （６/６）

6【例】 機動的な許認可手続きについて✓ 実用炉規則、設工認手続きガイドを改正し、簡略化（届出）対象範囲を広げる。
（例：可搬設備のリプレースによる性能アップ・接続方法の簡略化など）［設置変更許可の手続き簡略化の例］● NRAが災害の防止上支障のない変更であると認めたものは、事前の設置変更届出対象とするよう、実用炉規則を改正。（例：可搬設備の更新）● 変更内容、事故時対応の性能評価結果等をNRAに事前説明し、事前届出案件として許可いただく。
［設計及び工事計画変更認可の手続き簡略化の例］● 認可/届出の仕分けを規定している実用炉規則（別表１）に以下を追加するよう改正。
・ 可搬設備の改造のうち、性能に影響を及ぼさないもの● 設工認手続きガイドの中に、以下を追記するよう改正。
・ 可搬設備の改造のうち、その設備の性能が技術基準規則等に適合していることを確認したものに影響を及ぼさないもの

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論点２ 個別の見直し事項（１/４）②規制基準適合状況の説明資料の見直し（1/2）

7:NRAより示された主な対応方針(概要)を示す➢ :事業者意見を示す✓ 説明資料のうち(１)(２)(４)(５)は、完本のとおりとすることを可能とする。(３)については、従前どおり届出を求める。
／中期的には、現行の構成ではなく、「設置許可、保安規定を整理した完本」と「(３)構築物、系統及び機器」を説明する資料として統一することについてどう考えるか。
➢ (１)(２)(４)(５)を公開された完本のとおりとすることを可能とする方針に異論無し。
➢ (３) について、公開範囲を従前どおり届け出ることに異論は無い。ただし、現時点で非公開としている参考図書は、許認可申請済の内容から編纂しており、作成目的（※①設備の最新状態(as-is情報)を事業者自身が管理、※②管理の状況を公開し説明責任を果たす）に係る実効性の観点から、届出対象外とできるよう、ガイドについては更なる見直しを求めたい。
（例）「（３）については、設計要件（基本設計方針）を示す文書を届け出るようガイドを修正する」等※① 再稼働済プラントでは、非公開情報を含め設計要件（基本設計方針）をまとめた文書を整備し、最新の設計要件に準拠して設計、維持されていることを常に確認、保証する仕組みを構築、運用することで最新の状態（as is 情報）を管理する運用を行っており、その状況をフリーアクセスなど原子力規制検査の枠組みで検査官に確認いただける状況になった（P8参照）※② メーカノウハウ・特重情報等を含むため非公開➢ 上記のさらなる見直しのとおり進める場合にかぎり、中期的に統一する方針には異論無し【（３）に係る事業者意見の補足説明】
・（３）「構築物、系統及び機器」は、運用ガイドにおいて許認可の最新の状態(as is情報)を記載する目的で掲載されていた（UFSAR、SSG-61が念頭）。この目的のため、制度発足当初より、設置許可申請書の一部及び系統図に加え、建設以降の設計及び工事の計画の認可(設工認)の一部を抜粋し、届出書を編纂することで最新状態を示していた。
・ 制度発足後の状況変化として、再稼働済プラントでは、設計要件（基本設計方針）をまとめた設計基準文書(DBD)を整備し、構築物、系統及び機器が最新の設計要件に準拠して設計、維持されていることを常に確認、保証する「CM（構成管理）」の仕組みを構築、運用し、その管理状況は、フリーアクセス等原子力規制検査制度の枠組みで検査官に見て頂く環境にある。
・ DBDを整備した事業者は、設置許可および設工認の一部に代わり、DBDを(３)の本文とするとともに、運用ガイドに従い、設工認の抜粋を継続して届出に含めている。ただしこのうち、設工認の抜粋部分は、許認可申請書と重複しており、届出制度への対応のみを目的とした非公開文書である。規制機関以外のステークホルダー向けの情報として機能しないだけでなく、前回12月の基本部
会で、「届出があったときに、規制当局は記載事項が形式上足りているかという確認だけをしていまして、中身は実質見ていないということになります」とのご発言もあり、事業者においても保安活動や構成管理に用いていない（加工前の申請書を閲覧する）ため、
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規制・事業者双方で活用されていない。

論点２ 個別の見直し事項（２/４）

8②規制基準適合状況の説明資料の見直し（2/2）
例:美浜３号機第１回安全性向上評価届出書（2023年3月28日届出）
赤帯箇所は非公開文書(約6,100頁)を示す

設計要件をとりまとめた「設計基準文書」(DBD)を策定することで、構築物、系統及び機器が設計要件に従って設計、製作、運転、維持(保全)されていることを常に確認、保証
する「構成管理」の仕組みを構築、運用⇒プラントの最新情報(as is情報)を管理
構築物・系統及び機器はどのようなものでなければならないか

設計要件

常に整合を図る
物理的構成

施設構成情報実際の構築物・系統及び機器

構築物・系統及び機器はどのようなもの
かを示す図書構成管理の要素

１章(３) 約4,100頁

２～４章
約2,500頁

１章 約７,100頁

１章(3)構築物、系統及び機器の 主たるインプッ
ト資料
約4,100頁＝

設計基準
文書
＋
（DBD）
設計要件
（一部非公開）

系統図(管系線図 ＋
のみ)

設工認
のうち

要目表

＋

設工認
のうち

容量設定
根拠

施設構成情報（抜粋）=非公開文書

1章(3)の参考資料は届出書作成のための抜粋にすぎず、保安活動や構成管理自体にも用いておらず、非公開文書
が大部のため規制機関以外への説明責任を果たすともいえる状況になっていない。

従来通り公開している範囲は引き続き公開するが、規制機関も保有している申請書類と重複している参考図書は、メーカノウハウなど非公開情報を含
み現時点でも非公開としているほか、この部分を含め、事業者はオリジナルの図書で構成管理を行いAs-Is管理をしているため、二重管理を防ぐ観点
から届出対象外とできるよう、さらなる見直しを求めたい
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論点２ 個別の見直し事項（３/４）③評価単位・届出単位、評価時期・届出時期の見直し【添付２参照】

9:NRAより示された主な対応方針(概要)を示す➢ :事業者意見を示す✓ 届出の単位については、１）複数原子炉で共通する記載の一本化を可能、２）提出期限（現在は定期事
業者検査終了後６か月以内に評価を終え、その後遅滞なく提出）に幅を持たせ、届出をまとめやすくする。

➢ 異論無し。
➢ 複数の発電用原子炉で評価・届出をまとめることは、記載合理化のみならず、原子炉間の相互影響を確認
しやすくなり、発電所全体の総合的な安全性向上に資するものと考える。
➢ ツインプラントでまとめやすくなる幅をケーススタディした結果、事業者としては、「9カ月」を希望する。
（P17参照）④新知見の取扱いについて【添付３参照】✓ 収集した知見のうち，反映不要と判断した主要な知見は，その理由を届出に記載を求める。
➢ 異論無し。反映不要と判断した知見のうち主要なものは、その判断理由を付して届出書に記載していきたい。

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論点２ 個別の見直し事項（４/４）⑤PSR(定期安全レビュー)の見直しについて【添付４参照】

10:NRAより示された主な対応方針(概要)を示す➢ :事業者意見を示す✓ IAEAガイド（SSG-25）に準拠し、10年ごとの振り返り（レビュー）を14の安全因子全てを対象に行う。
✓ また新たに、中長期的な評価における安全因子の評価結果に基づき、安全因子間の相関関係を分析し、安全性向上措置を抽出するなどの全体評価（グローバルアセスメント）を求めることとする。

➢ 異論無し。
➢ 中長期的な評価については、運転実績を積み重ねたうえで第3~4回届出において、14の安全因子全てを対象とした評価することを規制当局に説明のうえ進めている状況も鑑み、初回評価を起算日とし、以後、概ね10年毎に実施していきたい。
➢ 全体評価（グローバルアセスメント）についてはIAEAガイドSSG-25の改訂動向や海外実施事例を参考に改善していく。
⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用【添付５参照】✓ 「届出書のコミュニケーションツールとしての活用」について、社会とのコミュニケーションの題材とする方法のアイデア（なお、社会とのコミュニケーションについては、届出書の内容（例えば総合評価の結果）を事業者と規制が議
論、公開することも含まれる。）➢ 規制当局とは、全体評価（グローバルアセスメント）を説明、意見交換すべきと考える。
➢ 事業者HPでのサマリ資料の作成・公開、広報誌やメディアの活用、自治体の安全専門委員会での説明などを活用し、対象者に応じたコミュニケーションの目的や伝わり易さを考慮し、引き続き一般の方々とのコミュニ
ケーションへの活用に取り組んでまいりたい。
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論点３ 「設計の古さ」への対応（⑦ ❝差分❞による対応の具体案） （１/４）

11【論点３「設計の古さ」への対応】➢ 規制委員会からの「設計の古さ」への対応提案について、同意する。
➢ 事業者は、ATENAが発刊した「設計の経年化評価ガイドライン」に従い、プラント設計の差異を比較、評価している。 【添付６参照】⇒規制委員会の対応方針（案）に対する事業者の取り組みを以下に説明する。

＜事業者・ATENA取り組み＞✓ ATENAは、各プラントにおける今後の安全な長期運転に向けて、また、停止期間が大幅に長期化している状況にも対応していくため、 物理的/非物理的な経年劣化管理に関連するIAEAガイドの記載（SSG-48：約220項目、SSG-25：約30項目、SSR-2/2：約10項目）に対する事業者の取り組
み状況を分析し、ATENAガイド（３項目）を取りまとめ、経年劣化管理の強化を事業者に求めた。
• 非物理的な経年劣化：設計経年化管理、製造中止品管理• 物理的な経年劣化 ：長期停止期間中の経年劣化管理✓ 事業者は、設計の経年化評価ガイドライン（ATENA20－ME03（Rev.1））に基づき、「設計の古さ」に対応する取り組みを実施している。
※IAEAガイド

SSG-48：Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants（原子力発電所の長期運転に関する経年劣化管理及びプログラムの策定）
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SSG-25：Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants（原子力発電所の定期安全レビュー）
SSR-2/2：Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation（原子力発電所の建設及び運転における安全性）

論点３ 「設計の古さ」への対応（⑦ ❝差分❞による対応の具体案） （２/４）

12＜事業者・ATENA取り組み＞✓ 事業者は、設計経年化評価の実施計画を策定し、計画的に評価を実施している。 【添付７参照】✓ 一部PWR事業者においては、内的事象の評価結果を安全性向上評価にて届出済みである。今後、外的事象（地震、津波等）について評価を進めるとしている。
✓ 「古い炉を運転するための知識・経験の不足」は、設計の違いを踏まえて教育等が適切に実施されていることがポイントになるため、設計の違いによる特徴を教育資料として取りまとめる取組を実施している。
関西電力（大飯３号機）第３回安全性向上評価届出書 九州電力（川内１号機）第６回安全性向上評価届出書
ハード対策 ○ 大飯３号機では設計初期より対応済もしくは既に設備対応に ○ 安全性への影響有と評価した主な設計の差異は以下のとおり
より導⼊済であることから追加でのハード対策等が不要であであり、設備対策については、今後継続検討する。
ることを確認した。
➢ 非常用炉心冷却設備再循環切替操作について、手動・半自動・自動切替の発電所がある。（川内については、手動切替）➢ ⼀部の発電所では 1 次冷却材ポンプにシャットダウンシー
ルが導⼊されている。（川内については、未導⼊）ソフト対策 ○ 設計経年化評価から得られた知⾒の技術資料（教育資料等） ○ 設計差異に対するソフト対策を以下のとおり実施する。
➢設計の経年化評価から得られた知⾒に関する技術資料の作への反映
他プラントとの設計差異に起因する、ＰＲＡ等の事故に至る
成・共有
頻度や事故発生時の影響等の評価結果の差異を把握すること
評価結果から得られた知⾒に基づく技術資料を作成し、関が重要であることから、これらの知⾒を技術資料（教育資料
係者に共有する。これにより、川内 1 号機の安全性の特徴を理解し、これを改良工事等の設計で考慮することで、安等）に反映し、運転員・保修課員等の知識向上を促進。
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全性向上の⼀助としていく。

論点３ 「設計の古さ」への対応（⑦ ❝差分❞による対応の具体案） （３/４）

13＜事業者・ATENA取り組み＞✓ 古い炉型の設計が必ずしも劣るものではないことを踏まえ、各プラントを横並びで比較している。
✓ 常設設備（DB設備）の安全重要度クラス１および２の安全機能を有する系統を対象としている。
PWR【対象プラント（計16プラントを選定）】
美浜3号機、高浜1～4号機、大飯3,4号機、川内1,2号機、
玄海3,4号機、伊方3号機、泊1～3号機、敦賀2号機

BWR【型式毎の代表プラント（計３プラントを選定）】
柏崎刈羽6/7号機（ABWR）、女川2号機（BWR5_Mark-Ⅰ改）、
東海第二（BWR5_Mark-Ⅱ）【対象機器（計19系統から抽出）】【対象機器（計23系統から抽出）】例）補助給水系統、余熱除去系統、非常用炉心冷却系統、原子炉補機 例）制御棒駆動系、残留熱除去系、原子炉隔離時冷却系、非常用炉心冷
冷却水系統、原子炉補機冷却海水系統、非常用電源系統 等
却系統、原子炉補機冷却系/原子炉補機冷却海水系、電源系統 等✓ 以下の視点で設計を比較している。なお、設計思想は、設計に反映され、機器の仕様に現れるものと考える。
視点

具体例（PWR共通事項整理）

性能（設計条件を含む）

性能の差異（系統流量、揚程等）、性能の差異に基づく設計条件の差異（設計圧力、設計温度、寸法等）

系統構成（配管・弁構成を含む）

設備の合理化、弁の有無、弁構成・ポンプ台数、ミニフローライン有無、タイライン有無、ヘッダ有無

材料・材質

溶接材料・製作方法（溶接加工、一体鋳造）、よう素除去薬品の種類

作動方法・インターロック

再循環切替方式（一括自動方式）、系統の隔離操作等に用いる弁の遠隔化・自動化、自動起動・作動ロジック

系統運用

補助給水ポンプ出口連絡ラインの運用、高温再循環時注入先の運用

機器型式

格納容器型式、ポンプ型式、電動機冷却方式（空冷・水冷）、重要機器の操作器（ハード，ソフト）

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論点３ 「設計の古さ」への対応（⑦ ❝差分❞による対応の具体案） （４/４）

14＜事業者・ATENA取り組み＞✓ PRA評価（確率論的評価手法）、安全解析（決定論的評価手法）などを活用して評価し、影響度合いを分類整理する。以下の整理表イメージのとおり、設計差異の影響を３段階（有、軽微、無）に分類している。
＜PWRの整理表イメージ＞
設計差異

PRA評価結果及び
PRAモデル化要素(1)確率論的
リスク評価

安全解析(2)決定論的
安全解析(3)放射線の環境影響

その他、安全上の影響を評価できると考えられる視点(4)ヒューマン
ファクタ

総合評価 対策案又は改善案(5)他プラントでの経験及び最新知見

RCPシャットダウン CDFへの影響あり
シールの有無(数%~数10％)

１次冷却材確保の 影響なし
点で安全性向上に寄与する

事故時の１次系保－有量に係わる操作余 (該当する知見なし)
裕に影響あり影響有

高圧再循環時の CDFへの影響は無視で取水ライン構成
きるほど小さい(<1%)

影響なし

影響軽微

影響軽微 設計差異に関する知見を教育資料等へ反映

影響なし－(該当する知見なし)

案① RCPシャットダウン
シールの導入案② 教育訓練の強化✓ 評価結果を踏まえ、影響度合いに応じ、必要な対策案を検討する（ハード対策に拘らず、ソフト対策の充実を考慮）。影響が軽微なものについても、費用対効果を踏まえつつ、積極的にソフト対策を行うこと
により、安全性向上を図ることとしている。
（ソフト対策として、抽出した知見を技術資料（教育資料等）へ反映し、運転員等の理解促進を図る
ことなどを考えている。）
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15－添付資料－

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16【添付１】論点１ 安全性向上評価の担うべき役割【事業者意見の補足】➢ バックフィット対象となり得る案件であったデジタルCCF対策は、安全性向上評価届出と原子力規制検査の活用を通じて、タイムリーに安全性向上対策の実施に取組めている。
今後も事業者が機動的かつ自主的に取り組むことができる範囲を拡大していきたい。
➢ また、現行の設置変更許可（本文）及び設工認（要目表）は、機器/設備の詳細仕様が含まれているため、災害防止上の影響がないと判断できる軽微な変更であっても、許認可手続きが必要となり、その結果、安全性向上対策をタイムリーに導入することが困難となる可能性がある。
➢ 特に、可搬型SA設備は一般産業品も使用することがあり、性能向上/最新設備導入を行う際は、機動的な手続きが可能な制度であることが望ましい。

安全性向上対策導入をタイムリーに実施するため、機動的な許認可手続きが実施できるよう、規制制度の見直しについて、議論を行っていきたい

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【添付２】論点２ 個別の見直し事項（③評価単位・届出単位、評価時期・届出時期の見直し）（１/２）

17対応方針（案）✓ 評価の単位については、従前どおり発電用原子炉単位とする。
✓ 届出の単位については、１）複数の発電用原子炉で共通する記載の一本化を可能とするとともに、
２）提出期限（現在は定期事業者検査終了後６か月以内に評価を終え、その後遅滞なく提出）に幅を持たせ、複数の発電用原子炉の届出をまとめやすくする。
【事業者意見】➢ 評価の単位について、従前どおり発電用原子炉単位とすることについて異論なし。
➢ 届出の単位について、提出期限に幅を持たせることについても異論なし。ただし、届出をまとめる目的（メリット）については、単なる作業合理化以外に、より本質的な目的を提示する。加えて、“幅”に関して具体的な設定を提案する。
➢ また届出頻度について、有効性の高い分析・評価が可能となるよう、現行の運転サイクル毎から複数年毎での実施に延長することを、中長期的な課題として提示する。

⚫ 届出を複数プラントでまとめることの目的（メリット）について、以下の通り整理する【リソースの有効活用・持続性の向上】・・・共通する記載を一本化することで、重複する記載の削減ができるとともに、限られたリソースを安全性向上に係る活動に注力できる【相互影響が確認可能】・・・届出を複数プラントでまとめることで、プラント間の相互影響を確認しやすくなり、発電所全体での総合的な安全性に関する評価が可能となる。

⚫ “幅”について、具体的な設定及び考え方として以下の2案が考えられる※が、事業者としては案2の9カ月を提案する
案１： 6カ月→一部期間を除き、概ね2プラントを1回の届出にまとめられる
案２： 9カ月→任意の２プラントを１回の届出にまとめられる
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※標準的な運転サイクル（13カ月運転＋3カ月定検）を想定

【添付２】論点２ 個別の見直し事項（③評価単位・届出単位、評価時期・届出時期の見直し）（２/２）

18⚫ 届出頻度に関して以下のような課題があると認識しており、これらを中長期的に改善していきたい【課題】• 通常の運転サイクル毎の頻度では、分析・評価に有意な差分がないことが多く、限られたリソースを投入したにもかかわらず単なる保安活動の記録に留まることがある• 計画外停止や需要逼迫時の一時的な対応などイレギュラーな短期運転の可能性もあり、より短期間での複数回届出が義務付けられてしまう状況• “定検終了後”といったイベントベースの期限設定だと、工程のずれやイレギュラー発生時に期限が変動することとなり、計画的な対応が困難となる【改善の方向性】
届出頻度に関し、現状の運転サイクル毎から複数年毎での届出の実施とする※• 評価対象期間が延びることで、インプットデータの質や量、評価にかけるリソースの向上、評価手法の高度化などが図られ、より有効性の高い分析・評価が可能となる• イレギュラーな短期運転による影響も緩和され、計画的な対応が可能となる【検討事項】• 現行法令の変更が必要となる※ただし、分析・評価に影響を与えるような設備や運用の変更が発生した場合は、設定した年数未満であっても届出を行う。

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【添付２(補足)】論点２ 個別の見直し事項(③評価単位・届出単位、評価時期・届出時期の見直し)（１/２） 19
検討の条件
・案１：幅として6カ月を想定
・通常サイクル（13カ月運転＋3カ月定事検）のみを考慮（トラブル等によるサイクルの変動は考慮しない）＜高浜3号機をベースに高浜4号機を1ヶ月ずつずらした場合＞
A) ベースプラントから1～6ヶ月遅れの場合、ベースプラントに対して6ヶ月の幅を適用することで、まとめての届出が可能。
B) ベースプラントから7～9ヶ月遅れの場合、ベースプラントとまとめての届出は不可（ただし、定事検後の評価期間6カ月を最大で3ヶ月の短縮が可能であれば、ベースプラントに対して6ヶ月の幅を適用することで、まとめての届出が可能）。
C) ベースプラントから10～15ヶ月遅れの場合、そのプラントに対して６ヵ月の幅を適用することで、次サイクルのベースプラントの通常の届出期限でまとめての届出が可能。
⇒Bの期間を除き、概ね２プラントを１回の届出にまとめられる
通常の届出期限■運転、■定事検 （第n回届出）2024

通常の届出期限（第n+1回届出）

6ヶ月の幅（第n回届出）2025

6ヶ月の幅（第n+1回届出）
2026

2027

9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月
高浜3（ベース）
高浜4（１ヶ月ずれ）
高浜4（２）A

高浜4（３）
高浜4（４）
高浜4（５）
高浜4（６）B

高浜4（７）
高浜4（８）
高浜4（９）

6ヶ月の幅（第n回届出）6ヶ月の幅（第n+1回届出）

高浜4（１０）高浜4（１１）C

高浜4（１２）
高浜4（１３）
高浜4（１４）
高浜4（１５）

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【添付２(補足)】論点２ 個別の見直し事項(③評価単位・届出単位、評価時期・届出時期の見直し)（２/２） 20
検討の条件
・案２：幅として9カ月を想定
・通常サイクル（13カ月運転＋3カ月定事検）のみを考慮（トラブル等によるサイクルの変動は考慮しない）＜高浜3号機をベースに高浜4号機を1ヶ月ずつずらした場合＞
A) ベースプラントから1～9ヶ月遅れの場合、ベースプラントに対して9ヶ月の幅を適用することで、まとめての届出が可能。
B) ベースプラントから10～15ヶ月遅れの場合、そのプラントに対して9ヵ月の幅※を適用することで、次のサイクルのベースプラントの通常の届出期限でまとめての届出が可能。（※実際は6カ月でよい）⇒任意の２プラントを１回の届出にまとめられる■運転、■定事検通常の届出期限（第n回届出）2024

9ヶ月の幅（第n回届出）通常の届出期限（第n+1回届出）

2025

9ヶ月の幅
（第n+1回届出）
2026

2027

9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月
高浜3（ベース）
高浜4（１ヶ月ずれ）
高浜4（２）A

高浜4（３）
高浜4（４）
高浜4（５）
高浜4（６）
高浜4（７）
高浜4（８）
高浜4（９）
高浜4（１０）高浜4（１１）B

高浜4（１２）
高浜4（１３）
高浜4（１４）
高浜4（１５）6ヶ月の幅（第n回届出）6ヶ月の幅（第n+1回届出）

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21【添付３】論点２ 個別の見直し事項（④新知見の取扱いについて）対応方針（案）✓ 収集した知見のうち，検討の結果反映が不要だと判断した主要な知見については，その理由などの検討結果を届出に記載を求める。
【事業者意見】➢ 収集した知見のうち，検討の結果自社プラントへの反映が不要と判断した知見についても届出書へ記載することで意見なし。
➢ 具体的には，２次スクリーニングにおいて自社プラントへの反映不要と判断した知見のうち「主要な知見」については判断理由を含め届出書へ記載していくこととしたい。
➢ なお、デジタルCCFのような新知見情報は、業界全体で総合的に判断する場合もありうる。
＜見直し後＞
検討対象情報（数万件）＜見直し前＞
検討対象情報（数万件）
１次スクリーニング

否：数万件（発電用原子炉に関する新情報を含むか）

見直し含む：数十～百件

２次スクリーニング

否：数十～百件（自社プラントへの反映要否）【届出書記載範囲】（発電用原子炉に関する新情報を含むか）【届出書記載範囲】

含む：数十～百件

２次スクリーニング

否：数十～百件

主要な知見以外（自社プラントへの反映要否）
主要な知見

要：十数件

届出書に検討結果を記載する新知見

否：数万件

１次スクリーニング

要：十数件

届出書への記載
対象外

届出書に検討結果を記載する新知見基本的には記載対象ではないが，反映不要理由を記載する主要な知見

届出書への記載
対象外

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【添付４】論点２ 個別の見直し事項（⑤ PSR（定期安全レビュー）の見直しについて）

22

NRAより示された対応方針（案）✓ IAEAガイド（SSG-25）に準拠した形で再整理し、10年ごとの振り返り（レビュー）を14の安全因子全てを対象に行うこととする。
✓ その際、新たに10年ごとの振り返り（レビュー）をすることとなる決定論的安全評価や確率論的リスク評価等については、引き続き５年ごとの評価（３－１ 安全性向上に係る活動の実施状況の評価）も実施することとする。
✓ また新たに、中長期的な評価における安全因子の評価結果に基づき、安全因子間の相関関係を分析し、安全性向上措置を抽出するなどの全体評価（グローバルアセスメント）を求めることとする。
【事業者意見】➢ IAEAガイド(SSG-25)に準拠し、10年ごとの振り返り（レビュー）を14の安全因子すべてを対象に行うこと、安全因子の評価結果に基づき、安全因子間の相関関係を分析し、安全性向上措置を抽出するなどの全体評価（グローバルアセスメント）を行うことの方針に、異論なし。
➢ 改訂の起点については、現行の運用ガイドでは、「初回の届出に係る評価時点を起算日とし」と記載されているが、届出実績のあるプラントでは、運転実績が蓄積されたタイミングで初回評価を実施しており、見直していただきたい。
(例：初回評価時点を起算日とし、概ね10年ごとの期間を経過する日以後最初の定期事業者検査の終了後に行う安全性向上評価の際に実施する。など)【既届出事業者の中長期的評価の進め方】
IAEA安全ガイドSSG-25やSSG-25と同等の規格である日本原子力学会標準(AESJ-SCS006:2015) (PSR+) に 記載している各安全因子に対する安全因子
レビュー、さらに、総合評価を実施し、安全性向上措置の実施計画を策定している。
関西電力、九州電力：実施済
四国電力：次回届出で実施予定【PSR+指針に基づく安全因子】【安全因子レビュー】① プラント設計② 安全上重要なSSC(構築物・系統・機器)の現状③ 機器の性能保証④ 経年劣化
⑤ 決定論的安全解析⑥ 確率論的リスク評価⑦ ハザード解析⑧ 安全実績
⑨ 他のプラントでの経験及び研究結果の利用⑩ 組織、マネジメントシステム、及び安全文化⑪ 手順⑫ ヒューマンファクター⑬ 緊急時計画⑭ 放射性物質が環境に与える影響・レビューに必要な情報を調査、調査結果の分析・評価を実施
し、好ましい所見・改善の余地が見込まれる所見に分類する。
・改善の余地が見込まれる所見に関するリスク評価を実施する。
・改善の余地が見込まれる所見、好ましい所見に対する安全性向上措置候補の検討を実施する。

【総合評価】
・因子間の相互関係を踏まえつつ、妥当かつ実行可能な安全性向上措置を検討する。
・将来のプラント運用の安全性を確認し、安全性向上措置の実施計画を策定する。

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用）（１/ 6 ）23

特にご意見をいただきたい事項✓ 「届出書のコミュニケーションツールとしての活用」について、届出書を社会とのコミュニケーションの題材とする方法についてのアイデア（なお、社会とのコミュニケーションについては、届出書の内容（例えば総合評価の結果）を事業者と規制が議論することを公開することも含まれる。）【事業者意見】（規制当局とのコミュニケーション）➢ 安全性向上評価を規制委員会へ届出した後、面談にて概要資料（スライド）および前回届出との差分に係る資料を追加で作成した上でご説明、質疑応答によるコミュニケーションを行ってきた。
➢ さらなる活用のアイデアとしては、規制側に全体評価（グローバルアセス）を会合にて説明、意見交換を行うことや、他には、事業者と規制だけの２次元で議論するような場ではなく、学協会、学術会議の場を活用し、事業者自らが取り組む安全性向上評価（例えば総合的な評定において計画された安全性向上追加措置の概要など）について発表やパネルディスカッション等の中で議論することで、組織間での権威勾配が影響しないコミュニケーションを図ることもあると考える。
（社会とのコミュニケーション）➢ 安全性向上評価届出書や、規制委員会へ説明している概要資料を更に簡素化したサマリ資料、広報資料を用いて、自治体の安全専門委員会の場などで、規制委員会以外へのステークホルダーへもそれぞれの事業者が創意工夫を行い、コミュニケーションを行ってきた。（P25～28参照）➢ 今後においても、このような取り組みにより、安全性向上評価に係る社会とのコミュニケーションを継続したい。
継続にあたって、事業者における整理を次頁に示す。

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用） （２/ 6 ）24【各種ステークホルダーとのコミュニケーション】➢ 規制基準を満足することに留まらず、事業者自らが更なる安全性の向上を目指して取り組んでいる状況を、届出書を活用して伝えることは、原子力リスクやリスク低減にむけた取り組みに係るコミュニケーションを図る上で有効である。
➢ 現在、ステークホルダーには、事業者HPに届出書及びそのサマリ資料（P25参照）を公開する、他電力及び外部の専門家に技術的なレビューを依頼する、地元自治体にサマリ資料を説明する等のコミュニケーションを図っている。

➢ 記載の専門性の高さや、コミュニケーションの目的に照らして、各種ステークホルダー毎のコミュニケーションの方
法感を整理し、事業者にて自主的・継続的にコミュニケーションを図っていきたい。（以下は整理の例）
どの様なコミュニケーションを図るか

コミュニケーションツール（一例）

原子力の専門家

新知⾒の提供を受ける
専門的な知⾒から設備・技術・運用課題へのフィードバックを得る

原子力以外の専門家（社会学、心理学等）

新知⾒の提供を受ける
原⼦力専門外の学術的な視点からフィードバックを得る
原⼦力リスクのコミュニケーションをとる

立地自治体

原⼦力リスクのコミュニケーションをとる
安全性の向上へ向けた取り組みを知っていただく
⼀般国⺠の代表として、⼀般国⺠目線のご意⾒をいただく

関心のある方々

原⼦力リスクのコミュニケーションをとる
安全性の向上へ向けた取り組みを知っていただく

上記以外の方々

原⼦力産業の取り組みを知る機会をもっていただく（関心を促す）

届出書、サマリ資料

届出書、サマリ資料
サマリ資料を更に簡単にしたもの
広報資料（リーフレット、パンフ
レット等）

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用） （３/ 6 ）25【参考1：関西電力の取り組み】 届出書のサマリ資料（全６ページ）

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用） （４/ 6 ）26【参考２：関西電力の取り組み】 広報資料
➢ 広報資料（かんでんインフォメーション）に安全性の向上へ向けた取組みを記載➢ ３月下旬には同様の内容を新聞折込チラシで配布予定
かんでんインフォメーション（１月号）

かんでんインフォメーション（２月号）

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用） （５/ 6 ）27【参考３：四国電力の取り組み】 HPで公開している動画

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【添付５】論点２ 個別の見直し事項（⑥届出書のコミュニケーションツールとしての活用） （６/ 6 ）28【参考４：九州電力の取り組み】 地元自治体（原子力安全・避難計画等防災専門委員会）に説明した資料

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【添付6】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者及びATENAの取組）（１/５）

29【設計の経年化評価の目的】

年月の経過とともにプラント設計の考え方は変遷しており、設計が異なることによる安全上の弱点を抽出する仕組みが重要であると判断し、設計の違いに着目して安全性を評価する事業者自主の仕組みとして「設計の経年化評価」を導入した。
✓ 原子力発電所の設計は、従来から深層防護の考え方に基づいているものの、技術開発や運転経験の反映
あるいは合理化のような検討の深まりに対応してきたことによって、プラントが造られた年代で設計に差がある。
例えば、福島第一原子力発電所では、タービン建屋の地下階に安全系の電源系設備が設置され、これが津波による全電源喪失事故の一因となった。このような設計は古いプラント固有の設計であり、津波等による浸水に対する脆弱性があったといえる。

✓ 福島第一原子力発電所の事故を踏まえて策定された新規制基準に適合することで、このような脆弱性は改善しているが、規制要求を満たすことだけでなく、プラント設計が異なることによる安全上の弱点を抽出する仕組みが重要であると判断し、プラント設計の違いに着目して安全性を評価する事業者自主の仕組みとして「設計の経年化評価」を導入した。
✓ 事業者は、ATENAガイドに基づき設計の経年化管理を行うことで、自プラントの安全上の特徴を理解するとともに、必要に応じてハードおよびソフト対策を検討し、発電所の継続的な安全性向上を図る。

≪設計の経年化評価のイメージ≫
設計の経年化管理は規制要求を満たすことに甘んじることなく、自主的に安全性を高めていく活動

安
全
性

プラントC
プラントA

プラントB

●：自プラント〇：他プラント

規制要求
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【添付６】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者及びATENAの取組み） （２/５）

ATENAの取組み••••

事業者に実施計画の策定を求め、取組状況を把握【1-②】
内的事象の『共通事項の整理』に関与【1-③】
事業者間で初回となる『個別プラント評価』に関与。【1-③】
事業者毎の個別プラント評価のプロセスレビューに関与【1-④】30

事業者の取組み••••実施計画を策定し、ATENAに提出【2-①】
ガイドに基づき内的事象の『共通事項の整理』を実施【2-②】
事業者毎の個別プラント評価結果に基づき、対策要否を判断【2-③】
評価結果を安全性向上評価書にまとめ、適宜報告【2-④】

2-① 実施計画作成
・ガイド発刊から半年以内にATENAへ提出（未再稼働プラントは、再稼働後、半年以内）

1-① 設計の経年化評価ガイドライン
・評価手法の策定
1-② 実施計画の取りまとめ
・各事象の実施順等を整理。

2-② 共通事項の整理
・2.1 設計の経年化に係る着眼点抽出
・2.2 評価
・2.3 対策案の検討

1-③ 初回評価への関与
・共通作業および事業者間でも初回となる事象の評価に関与。

2-③ 個別プラント評価
1-④ 継続的な評価の確認
・個別プラント評価プロセスをレビュー。
1-⑤ 評価の経年化ガイドラインの改定
・評価実績を踏まえ、評価手法を適宜見直し。

（※）

・3 対策要否の検討⇒安全上の影響およびリソースを考慮して対策要否を意思決定（※）

2-④ 安全性向上評価書の届出・評価、対策、意思決定結果までを適宜報告。（対策不要も含む）

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【添付６】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者及びATENAの取組み） （３/５）

31

設計経年化の着眼点の抽出（内的事象）✓ 設計情報の比較により着眼点を抽出する。
a)安全機能の整理：安全上重要なDB設備の機能、機能を阻害する要因等を整理
b)設計差異の整理：安全機能毎に設備の物理的構成・形状等の情報を比較して設計差異を整理c)安全上の着眼点の抽出：原子炉リスクの観点から有意と考えられる差異を着眼点として抽出
直接的に設計情報を比較して、安全上の影響がある項目を着眼点として抽出a) 安全機能の整理（何を見たいか）・ 原子炉設置許可申請書等に記載の安全重要度クラス1、２の機能を有する系統（BWR23系統、
PWR19系統）/設備を対象に、安全機能およびこれを脅かす要因（メカニズム）を整理
・ 新規制基準適合審査の申請済プラントのうちBWRは3基、PWRは16基を対象
b) 設計図書等の比較による設計の整理（どこが違うか）・ a)で抽出した要因に対して、プラント型式毎に当該設備の物理的構成・形状等の情報を整理
・ 具体的には、性能、系統構成（配管・弁構成を含む）、材料・材質※、作動方法・インターロック、系
統運用、機器型式の視点から設計情報を比較することで設計差異を整理（設備図書等を基に整理）※材料・材質については、異常発生防止の最重要設備である原子炉冷却材圧力バウンダリに適用する。

c) 安全上の着眼点の抽出
・ a)、b)の組み合わせから設計の経年化の着眼点を抽出し、評価につなげる。
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【添付６】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者及びATENAの取組み） （４/５）

32

評価✓ 抽出した着眼点毎に、以下に示すような観点から安全上の影響を評価する。
a)PRA評価結果：全CDF等に差が生じるか、リスク重要度が極端に大きくなるものはないか 等b)PRAモデル化要素：フォールトツリー頂上事象確率が大きくなることはないか 等
c)決定論的安全解析：事象進展や判断基準への到達時間等の時間的な要素の面で、安全余裕に影響が出るかd)その他、安全上の影響を評価できると考えられる視点抽出された着眼点が、プラントの安全上どのような影響を与えるかを評価・分析【評価の方法】✓ 抽出した着眼点毎に、PRA評価結果（PRAモデル化要素含む）、決定論的安全解析、その他安全上の影響を評価できると考えられる視点から安全上の重要性を評価（各視点への影響を３段階（有、軽微、無）に分類）。

【評価の例】
炉型 設計経年化の着眼点
評価の例（差が大きな観点を例として記載）
PWR※ ECCSの再循環切替 a)PRA評価結果の観点から評価
方式
・再循環切替方式が手動・自動方式のそれぞれのプラントで、CDFに差がある。
b)PRAモデル化要素（ヒューマンファクタ）の観点から評価・自動切替方式に比べ、手動切替方式では短時間で複数の操作を実施する必要があり、人的過誤の観点から影響がある。

重要性
影響有

※ 安全性向上評価届出への反映を見据え、PWRについて先行して検討
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【添付６】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者及びATENAの取組み） （５/５）

33

対策案の検討✓ 評価された着眼点毎の安全上の重要性に応じ、対策案を検討する。対策案の抽出にあたっては、
ハード対策に加えて、迅速な対応が可能なソフト対策の充実も考慮する。
評価の結果、着眼点の重要性に応じて対策案を検討
ハード対策のみならず、コスト効果的なソフト対策を重視⇒新規制基準の対応の中でハード対策は既に対応済みの場合が多いことを踏まえ、これに追加する対策や、
新規制基準対応で導入した設備の運用改善等のソフト対策の検討を推進【対策案の検討方法】✓ 影響「有」については、対策案を検討。ハード対策に加えて、迅速な対応が可能なソフト対策の充実も考慮✓ 影響「軽微」については、改善案として手順書の確認や教育資料の作成等、既に改善が講じられていることの確認を含めて検討【対策案の例】
炉型
設計経年化の着眼点
PWR※ ECCSの再循環切替方式

対策案の例
・手動切替方式を採用しているプラントに対して、自動切替ロジックを導入する。
・再循環切替時の操作手順に関する運転員教育を充実する。
※ 安全性向上評価届出への反映を見据え、PWRについて先行して検討【対策要否の検討】※ 安全性向上評価届出への反映を見据え、PWRについて先行して検討
評価結果に基づき、「安全上の対策の効果」と「対策に要するリソース」等を総合的に勘案し、対策の採否を判断
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【添付７】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者の実施計画） （１/３）

34

実施計画（内的事象）
分類

対象事業者
（プラント）
ATENA～2022年度

関西電力（高浜1,2号機）

対策要否の検討

関西電力（高浜3,4号機）

対策要否の検討

関西電力（美浜3号機）四国電力（伊⽅3号機）九州電力（川内1,2号機）

九州電力（玄海3,4号機）
申請済の未再稼働プラント（建設中プラント含む）※１

2024年度

2025年度対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第１回安全性向上評価届出書（高浜１号機）に反映▽第１回安全性向上評価届出書（高浜２号機）に反映対策実施（工程は対策に応じて別途設定）
反映▽第５回安全性向上評価届出書（高浜３号機）に反映▽第５回安全性向上評価届出書（高浜４号機）に反映

対策要否の検討
対策実施（工程は対策に応じて別途設定）

関西電力（大飯3,4号機）

再稼働
プラント

2023年度

実施状況のチェック▽第３回安全性向上評価届出書（大飯３号機）に反映▽第４回安全性向上評価届出書（大飯４号機）に反映

対策要否の検討

設計経年化の着眼点抽出・評価・対策案の調査・整理対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第２回安全性向上評価届出書に反映

対策要否の検討▽第３回安全性向上評価届出書に一部反映

対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第４回安全性向上評価届出書に反映対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第６回安全性向上評価届出書（川内１号機）に反映※2▽第６回安全性向上評価届出書（川内２号機）に反映※2

対策要否の検討▽第３回安全性向上評価届出書（玄海３号機）に一部反映▽第４回安全性向上評価届出書（玄海４号機）に一部反映対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第４回安全性向上評価届出書（玄海３号機）に反映▽第５回安全性向上評価届出書（玄海４号機）に反映

・再稼働後（建設中プラントは運転開始後）、半年以内を目途に実施計画を見直し（必要時）・第１回の安全性向上評価届出書に反映※１ 北海道電力（泊１～３)、東北電力（女川2,東通）、東京電力（KK6,7）、中部電力（浜岡3,4）、北陸電力（志賀2）、中国電力（島根2,3）、日本原電（東二,敦賀2）、電源開発（大間）※２ 一部設備改造を伴う対策については、成立性確認等、慎重に検討を進めており、反映時期は次回届出以降となる可能性あり。

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【添付７】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者の実施計画） （２/３）

35

実施計画（地震）分類

対象事業者（プラント）
ATENA～2022年度
評価手法検討2023年度

2024年度

2025年度

実施状況のチェック
評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）

関西電力（高浜1,2号機）▽第２回安全性向上評価届出書（高浜１号機）に反映※２▽
第２回安全性向上評価届出書（高浜２号機）に反映※２

評価・対策要否の検討

関西電力（高浜3,4号機）

再稼働
プラント

四国電力
（伊方3号機）九州電力（川内1,2号機）
九州電力（玄海3,4号機）

申請済の未再稼働プラント（建設中プラント含む）※１対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第６回安全性向上評価届出書（高浜３号機）に反映※２▽第６回安全性向上評価届出書（高浜４号機）に反映※２

評価・対策要否の検討

関西電力（大飯3,4号機）
関西電力（美浜3号機）2026年度対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第４回安全性向上評価届出書（大飯３号機）に反映※２▽第４回安全性向上評価届出書（大飯４号機）に反映※２

設計経年化の着眼点抽出の手法検討

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第３回安全性向上評価届出書に反映※２

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽
第５回安全性向上評価届出書に反映 ※２

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第７回安全性向上評価届出書（川内２号機）に反映

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第５回安全性向上評価届出書（玄海３号機）に反映▽第６回安全性向上評価届出書（玄海４号機）に反映

・再稼働後（建設中プラントは運転開始後）、半年以内を目途に実施計画を見直し（必要時）
・第１回または第２回以降の安全性向上評価届出書に反映※１ 北海道電力（泊１～３)、東北電力（女川2,東通）、東京電力（KK6,7）、中部電力（浜岡3,4）、北陸電力（志賀2）、中国電力（島根2,3）、日本原電（東二,敦賀2）、電源開発（大間）※２ 詳細時期については、運転計画届出後に確定

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【添付７】論点３ 「設計の古さ」への対応（事業者の実施計画） （３/３）

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実施計画（津波）
分類

対象事業者（プラント）
ATENA～2022年度

2023年度

2024年度

2025年度

実施状況のチェック

評価手法検討
評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）

関西電力（高浜1,2号機）

再稼働
プラント

▽第２回安全性向上評価届出書（高浜１号機）に反映※２▽
第２回安全性向上評価届出書（高浜２号機）に反映※２

関西電力（高浜3,4号機）

評価・対策要否の検討

関西電力（大飯3,4号機）

評価・対策要否の検討

関西電力（美浜3号機）対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第６回安全性向上評価届出書（高浜３号機）に反映※２▽第６回安全性向上評価届出書（高浜４号機）に反映※２

設計経年化の着眼点抽出の手法検討

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第３回安全性向上評価届出書に反映※２

評価・対策要否の検討

九州電力（川内1,2号機）

評価・対策要否の検討

申請済の未再稼働プラント（建設中プラント含む）※１対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第５回安全性向上評価届出書（大飯３号機）に反映※２▽第５回安全性向上評価届出書（大飯４号機）に反映※２

四国電力（伊方3号機）九州電力（玄海3,4号機）

2026年度対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽
第５回安全性向上評価届出書に反映 ※２

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第７回安全性向上評価届出書（川内２号機）に反映

評価・対策要否の検討

対策実施（工程は対策に応じて別途設定）▽第５回安全性向上評価届出書（玄海３号機）に反映▽第６回安全性向上評価届出書（玄海４号機）に反映

・再稼働後（建設中プラントは運転開始後）、半年以内を目途に実施計画を見直し（必要時）
・第１回または第２回以降の安全性向上評価届出書に反映※１ 北海道電力（泊１～３)、東北電力（女川2,東通）、東京電力（KK6,7）、中部電力（浜岡3,4）、北陸電力（志賀2）、中国電力（島根2,3）、日本原電（東二,敦賀2）、電源開発（大間）※２ 詳細時期については、運転計画届出後に確定

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