第９回 日本電気協会 原子力規格委員会シンポジウム

原子力発電所６０年超運転に対する
原子力規制庁の対応

令和６年９月５日
原子力規制庁
金城 慎司

0

内

容

１

原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）

２

長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

３「設計の古さ」について

参考

1

内

容

１

原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）

２

長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

３「設計の古さ」について

参考

2

法改正の過程での議論の経緯
2022年 第2回GX実行会議
8月24日  総理から運転期間の延長等を含め年末までに具体論を検討するよう指示
10月5日 資源エネルギー庁から「原子力政策に関する今後の検討事項」について説明を受け、委員間で討議を実施。討議の中で、設計の古さについて委員から問題提起があった。
11月2日 原子力規制委員会において、高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の検討を開始
 11月2、16、30日の原子力規制委員会において設計の古さについても議論
2023年 高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム（検討チーム）において、2月22日 新制度の詳細について検討を開始
 3月9、23日、4月13、26日と設計の古さへの対応の考え方についても議論
2月28日 高経年化した発電用原子炉に関する安全規制に係る改正原子炉等規制法を含むGX
脱炭素電源法案を閣議決定
5月10日 原子力規制委員会において、検討チームでの議論を踏まえ、『「設計の古さ」への対応の考え方について』を了承

5月31日 GX脱炭素電源法が国会において成立（6月7日公布）
7月19日 原子力規制委員会において、『「設計の古さ」への対応に関する安全性向上評価の活用についての議論の進め方』を了承

3

新たな原子炉等規制法の枠組み

設計及び工事計画認可・届出

保安規定認可(第43条の3の9 / 第43条の3の10)(第43条の3の24第1項)

使用前事業者検査（第43条の３の11第１項）

バックフィット命令

詳細設計
建設段階

(第43条の3の5)

第(４３条の３の２３第１項 )設置許可

基本設計段階○保安措置義務長期施設管理計画の認可(新第43条の3の32第１項、第３項)

廃止措置
段階

○劣化管理措置義務（新第43条の３の32第８項）

安全性向上の責務

安全性向上評価届出（第43条の３の２９）○保安規定遵守義務(第43条の3の24第4項)
第(５７条の８ )

運転段階

原子力規制検査（第43条の3の16第1項）

第(６１条の２の２ )○技術基準維持義務（第43条の3の14）○定期事業者検査（第43条の３の22第１項）

廃止措置計画認可(第43条の3の3４第２項)

4現行制度と新制度<現行制度>

30年目

60年目

40年目

規制委員会の認可を受けた最大20年の延長期間

40年
高経年化技術評価

10年

10年

10年

<新制度>
運転停止期間経済産業省の認可を受けた
延長期間

長期施設管理計画
10年を超えない期間ごとに規制委員会の認可を受ける
5高経年化した原子炉に係る安全規制制度（現行と新制度）
現 行

高経年化技術評価制度（災害の防止上支障がないことを審査。主としてソフト規制）
申請

・長期施設管理方針

認
可

認
可

１０年

認
可

１０年

１０年

運転期間延長認可制度（原子炉施設の技術基準適合性を審査。主としてハード規制）
申請

統合・特別点検の結果を踏まえた技術評価
・長期施設管理方針の実施も踏まえた施設の技術基準適合性認
可

最大２０年の運転延長

新制度

高経年化した発電用原子炉に関する規制の厳格化（ソフト規制及びハード規制）
長期施設管理計画
・長期施設管理方針
・劣化状態の点検方
申 法・結果（運転開始後40年の場合は特請 別点検を実施）

認可

１０年を超えない期間

認
可

１０年を超えない期間

認
可

１０年を超えない期間

認
可・劣化に関する技術
評価の方法・結果の技術基準適合性 等

運転開始後３０年

運転開始後４０年

運転開始後５０年

運転開始後６０年

6長期施設管理計画（記載要領）
原子炉等規制法において規定される事項

長期施設管理計画（本文）○長期施設管理計画の期間＊
・計画の始期、終期○劣化評価の方法及びその結果

現行制度の高経年化技術評価書等において記載されている内容を基に整理・
検討

・通常点検・劣化点検・特別点検の方法・結果
・技術評価の方法・結果○劣化を管理するために必要な措置
・劣化評価を踏まえた追加保全策等○技術の旧式化等により物品または役務の調達に著しい障害ででることを予防するための措置（サプライチェーン等の
管理）＊

添付書類
○通常点検・劣化点検・特別点検の方法及び結果の詳細に関する説明書○技術評価の方法及び結果の詳細に関する説明書○劣化を管理するために必要な措置に関する説明書○サプライチェーン等の管理に関する説明書○劣化管理に係る品質マネジメント
システムに関する説明書
等○点検・評価・措置の実施に関する基本的な方針及び目標＊○劣化管理に係る品質マネジメントシス
テム＊＊高経年化技術評価評価書等との比較における新規の記載事項

7

内

容

１

原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）

２

長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

３「設計の古さ」について

参考

8

長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

大飯３号炉及び４号炉長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

目 次（１） 高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の妥当性確認について（２） 製造中止品管理について（３） 劣化点検等に係る品質マネジメントシステムについて

9

高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の妥当性確認について （１／４）
 規制庁は、申請者が、高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の技術的内容が引き続き妥当であることを、以下のとおり確認した上で評価を行っていることから、審査基準を満足していると判断した。

① 既認可等以降の最新知見の反映状況
 国内外の運転経験や最新知見の調査として、ＰＬＭ３０以降の２０２０年６月から２０２３年６月までの 「国内トラブル情報（ＮＵＣＩＡ）、「国外トラブル情報（ＮＲＣ通達等）」、「日本機械学会、日本電気協会、日本原子力学会等の規格・基準情報」、「原子力規制委員会が公開した技術情報、安全研究成果報告」、「電力共通研究、原子力安全システム研究所の報告書」
等の情報収集を実施し、ＰＬＭ３０の技術的内容の見直しの要否を確認している。（なお、長期施設管理計画作成以降も情報収集・調査を継続し、必要に応じ再評価、変更を実施していく。）
 更に、上記の調査結果を踏まえた妥当性評価を行い、下表に示す理由等から、ＰＬＭ３０の技術的内容が引き続き妥当であると判断している。
長期施設管理計画の技術評価に必要な事項

確認結果概要① 評価プロセス（実施体制、実施方法等）

・ 技術評価に関連するプロセス（実施体制、実施方法等）は現在の観点でも適切なものである② 評価対象（機器・構造物及び部位）の選定

・ 機器・構造物、評価対象部位の選定の考え方に変更なし③ 使用材料及び使用環境（圧力、温度等）及び 想定 ・ 使用材料及び使用環境（プラントの起動・停止等の温度・圧力変化等）に変更なし
される経年劣化事象
・ 想定される経年劣化事象の抽出の考え方に変更なし④ 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出 ・ 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象等の抽出の考え方に変更なし⑤ 評価の条件及び評価の方法（判定基準、規格・基準等を含む。）

・ 評価に用いた規格、判定基準等について、評価結果に影響を及ぼすような変更なし
・ 運転開始後６０年時点の「低サイクル疲労等の評価に用いた推定過渡回数」、「中性子照射
脆化等の評価に用いた照射量（EFPY）」は十分に保守的に設定されている⑥ 現状の施設管理（劣化監視を含む。）

・ 現状の施設管理で想定を超えるような異常は認められていない
・ 評価結果に影響を及ぼすような変更なし

10高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の妥当性確認について （２／４）
ＰＬＭ３０の推定過渡回数と至近の過渡実績（３号炉の「停止」の例）
過渡回数
74回

年平均過渡回数（過去実績）に１．５倍の余裕を考慮

推定過渡回数

年平均過渡回数（過去実績）
による想定

26回

実績過渡回数試運転 7回
1991.12

Ａ：第15回定検開始
Ｂ：長期停止(第16回定検)開始
Ｃ：実績調査時点
Ｄ：評価用長期停止終了日
Ｅ：実際の長期停止終了日

2023.11.30時点で29回（再稼働後のプラント
停止回数を加算）

年平均過渡回数

2051.12Ａ Ｂ Ｃ Ｄ Ｅ

運転年数

第５回実用発電用原子炉の長期施設管理計画等に係る審査会合資料２（令和６年４月９日）から抜粋・修正
https://www.da.nra.go.jp/view/NRA10000
0804?contents=NRA100000804-002003#pdf=NRA100000804-002-003② 評価対象機器の更新状況等
 評価対象機器の更新状況等は次のとおりとしている。
対象号炉

設備更新の状況

３号炉• ＰＬＭ３０以降に供用開始した所内常設電源設備（３系統目）、特定重大事故等対処施設について新たに技術評価を実施。

４号炉• 新たに技術評価を行う必要のある評価対象設備等の追加はない。
11

高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の妥当性確認について （３／４）③ 劣化評価の結果の基準適合性
 ①及び②を踏まえた評価を行った結果、審査基準に掲げる判定基準を満足することを確認している。
③照射誘起型応力腐食割れ
中性子の照射により、応力腐食割れの感受性が高くなり、ひび割れが発生する事象【大飯３／４確認結果】⇒バッフルフォーマボルトの破損予測本数は0本であり、管理損傷
ボルト本数以下であった。

⑤電気・計装設備の絶縁低下
電気・計装設備に使用されている絶縁物が環境要因等で劣化し、電気抵抗が低下する事象【大飯３／４確認結果】⇒有意な絶縁低下と判断する値となるまでの期間が運転開始後60年以上であった。

⑦耐震・耐津波安全性評価
耐震設計において、必要な構造・強度に影響する劣化事象を考慮した評価
津波を受ける浸水防護施設の経年劣化事象を考慮した評価【大飯３／４確認結果】⇒流れ加速型腐食等を考慮しても耐震上の許容値を満足した。耐津波安全性評価の結果、考慮する必要のある経年劣化事象は抽出されなかった。

⑥コンクリート構造物の強度低下
コンクリートの強度が、熱、放射線照射等により低下する事象。また、放射線の遮へい能
力が熱により低下する事象【大飯３／４確認結果】⇒評価の結果、中性化深さは、鉄筋が腐食し始める深さにならなかった。コンクリート構
造物の強度は設計強度を下回らなかった。

②原子炉容器の中性子照射脆化
長期間にわたり原子炉容器に中性子が照射されることにより、その靱性が徐々に低下（脆化）する事象【大飯３／４確認結果】⇒加圧熱衝撃評価の結果、原子炉容器の破損のおそれがない（破壊靱性値が応力拡大係数を上回る）※。上部棚吸収エネルギーは判断基準（６８Ｊ）以上であった。
※ 「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」も実施し、同様の結果であった。
（詳細は次頁参照）①低サイクル疲労
温度・圧力の変化によって、大きな繰り返し応力がかかる部位に割れが発生する事象④２相ステンレス鋼の熱時効
ステンレス鋳鋼が高温での長期使用に伴い、靱性の低下を起こす事象【大飯３／４確認結果】⇒評価対象部位のすべてにおいて疲れ累積係数が１を下回った。

【大飯３／４確認結果】⇒亀裂進展評価の結果、亀裂は貫通まで至らない。
不安定破壊評価の結果、欠陥が拡大することはない。

12

高経年化技術評価書（ＰＬＭ３０）の妥当性確認について （４／４）
 ＰＬＭ３０で未実施の「中性子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」については、追加で評価を実施し、破壊靱性値が応力拡大係数を上回ることを確認している。
中性子照射脆化（加圧熱衝撃事象）に対する将来予測を伴わない実測データに基づく評価結果 （３号炉の例）

シフト前

シフト後
監視試験実測値

ＫＩｃ : 破壊靱性値（第3回監視試験時点＊１）

ＫＩ : 応力拡大係数*1：大飯３号炉の第３回監視試験の照射量は原子炉
容器内表面から深さ10mm位置の照射量に換算すると運転開始後約85年時点に相当

第５回実用発電用原子炉の長期施設管理計画等に係る審査会合資料２（令和６年４月９日）から抜粋・修正
https://www.da.nra.go.jp/view/NRA100000804?contents=NRA
100000804-002-003#pdf=NRA100000804-002-003

13

製造中止品管理について（１／２）
 規制庁は、申請者が、発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な物品又は役務の調達に著しい支障が生じることを予防するための措置として、以下に示すとおり、製造中止品管理プログラムを策定し運用するとしていることを確認したことから、審査基準を満足していると判断した。

① 製造中止品管理プログラムの策定
 製造中止品管理プログラムを策定し運用を行う。（当該プログラムの内容は②のとおり。）＜適用範囲＞ 技術評価の評価対象機器等を含む保全対象範囲全ての構造物、系統及び機器、並びにこれらの機能維持に必要な物品及び役務が対象②製造中止品管理プログラムに基づく製造中止品管理

情報収集
 ＰＷＲプラントメーカ、関係協力会社等と連携、ＰＷＲ事業者連絡会等を通じ、製造中止品情報を収集【情報入手からデータベース登録までの流れ】
 適宜入手

事業本部

発電所

製造中止品情報入手
メーカー

入手

入手

入手
関係協力会社

メーカー

関係協力会社 定期的入手PWR事業者連絡会でプラントメーカーより製造中止品情報を入手
技術情報連絡会で関係協力会社より製造中止品情報を入手
入手
製造中止品情報入手

プラントメーカー

上半期末

事業本部
入手

関係協力会社

プラントメーカー

下半期末

DBにて
一元管理

【登録する情報】
情報提供元
情報入手時期
詳細仕様
供給期限
互換性の有無代替品の有無保全における使用見込み
第３回実用発電用原子炉の長期施設管理計画等に係る審査会合資料１（令和６年３月12日）から抜粋・修正https://www.da.nra.go.jp/view/NRA100000017?
contents=NRA100000017-002004#pdf=NRA100000017-002-004※PWR事業者連絡会
PWR電力事業者4社、PWRプラントメーカー2社が参加するPWRプラントの安全安定運転、総合的な技術力向上を推進するための会議体

14

製造中止品管理について（２／２）
対象の特定
 入手した製造中止品情報を元に、調達支障のおそれがある構造物、系統及び機器を特定対応方針の策定
 特定された機器等に対する対応方針として、対応の方法及び実施時期を定め、保全計画に反映
対応の方法
市中在庫品等の活用
特別生産
設備更新／修理
他の機器部品の活用
リバースエンジニアリング
設計変更を伴う設備更新
保守サービス契約【参考】大飯３号炉における運用の実績

実施時期の考慮要素

項目

施設管理の重要度
予備機の有無使用環境及び設置環境による劣化傾向
予備品の保有数量及び使用見込み
特殊性（汎用的ではない技術を用いた機器等）

総数① 登録件数

519

155② ①のうち対策を策定した件数

376

69

③ ①のうち検討中の件数

85

28

58
58（※）
④ ①のうち未検討の件数※ 年度末時点での状況であり、２０２４年３月実施のＰＷＲ事業者連絡会での入手件名５８件は未検討。
対策の事例
製造中止部品名対応の実施

2023年度実績

対策内容

ノンヒューズブレーカ

代替品に取替えを実施

ヒューズ

代替品に取替えを実施

エアホース

代替品に取替え

水中カメラケーブル

必要な長さを購入、定期的に取替えを実施

 保全計画に従い、保全の一環として点検、工事等の対応を実施

有効性評価
 保全及び施設管理の有効性評価を実施、それらの有効性を定期的に確認し、継続的な改善を行う

15

品質マネジメントシステムについて
 規制庁は、劣化管理に係る品質マネジメントシステムについて、以下に掲げる事項を確認したことから、審査基準を満足していると判断した。
 品質管理基準規則及び同規則の解釈を踏まえ、設置（変更）許可の方針に従い、保安規定において品質
マネジメントシステム計画を定める。
 劣化管理に係る業務は、上記の品質マネジメントシステム計画に基づき実施する。
通常点検、劣化点検及び特別点検並びに技術評価に係る業務プロセス
施設管理の実施方針及び目標【①長期施設管理計画の反映】

保全プログラム

施設管理の重要度の設定

不適合管理、
是正処置
及び未然防止処置

保全計画の策定【③通常点検、劣化点検、
特別点検の計画の策定】

保全活動管理指標の設定及び監視計画の策定

保全の実施【④通常点検、劣化点検、
特別点検の計画の実施】

保全活動管理指標の監視

施設管理計画

保全対象範囲の策定【②劣化管理の範囲の策定】⑧ 劣化を管理するために必要な措置：追加保全策

保全の結果の確認・評価【⑤通常点検、劣化点検、特別点検結果の確認・評価】⑦ 経年劣化に関する技術的な評価第５回実用発電用原子炉の長期施設管理計画等に係る審査会合資料１（令和６年４月９日）から抜粋・修正
https://www.da.nra.go.jp/view/NRA100000804?contents=NRA100000804-002-002#pdf=NRA100000804-002-002

保全の有効性評価【⑥通常点検、劣化点検、特別点検の有効性評価】
施設管理の有効性評価16

既存の原子炉に関する手続き【個別炉ごとの手続き】（旧制度）高経年化技術評価制度(PLM)の節目： ▼凡例：（新制度）長期施設管理計画の申請日： ●長期施設管理計画の認可日： ●長期施設管理計画制度の対象期間：

2023年

2025年

2024年

2026年

6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5発電所名（運転開始日）6/7法律公布▽

新制度
旧制度（2025年6月6日~）（~2025年6月5日）▽10/1 長期施設管理計画の準備行為開始▽ 6/６ 長期施設管理計画の運用開始(1974年11月14日)
PLM(40年)認可：2016年6月20日
運転延長認可 ：2016年6月20日

高浜２号機(1975年11月14日)
PLM(40年)認可：2016年6月20日
運転延長認可 ：2016年6月20日

11/13までにPLM(50年)の認可を取得10/1から長期施設管理計画の事前申請が可能

申請 7/19●

美浜３号機(1976年12月1日)

PLM(40年)認可：2023年11月1日
運転延長認可 ：2023年11月1日

高浜３号機(1985年1月17日）
PLM(40年)認可：2024年5月29日
運転延長認可 ：2024年5月29日

11/13までに新たな長期施設
管理計画の認可を取得(7/4 40年目)▼
申請 6/24●(1/17 40年目)▼

月５日までに長期施設管理計画の認可を取得(1984年7月4日)(11/14 50年目)▽

6

PLM(40年)認可：2016年11月16日
運転延長認可 ：2016年11月16日

川内１号機

30

年を超えて運転する全ての原子炉は(11/14 50年目)
▼

高浜１号機

17

2023年

2024年

2025年

2026年

6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5発電所名（運転開始日）6/7法律公布▽

新制度
旧制度（~2025年6月5日） （2025年6月6日~）▽10/1 長期施設管理計画の準備行為開始▽ 6/６ 長期施設管理計画の運用開始(6/5 40年目) ▼

高浜４号機

30
10/1から長期施設管理計画の事前申請が可能

川内２号機

申請 6/24●(1985年11月28日)
PLM(40年)認可：2023年11月1日
運転延長認可 ：2023年11月1日

大飯３号機(1991年12月18日)

年を超えて運転する全ての原子炉は、(1985年6月5日）
PLM(40年)認可：2024年5月29日
運転延長認可 ：2024年5月29日

認可 6/26●

申請 12/21●

認可 6/26●

PLM(30年)認可：2021年11月24日

大飯４号機(1993年2月2日)
PLM(30年)認可：2022年８月24日

玄海３号機(3/18 30年目)▼(1994年3月18日)
PLM(30年)認可：2024年3月13日

伊方３号機(1994年12月15日)

女川２号機(1995年7月28日)(12/15 30年目)▼
12/14までにPLM(30年)の認可を取得申請 6/27●

11/27までに新たな長期施設
管理計画の認可を取得

6月５日までに長期施設管理計画の認可を取得

申請 12/21●(11/28 40年目)▽(7/28 30年目)▼

玄海４号機(1997年7月25日)

注意：上記のスケジュールは、令和６年７月現在において再稼働している発電所等を対象として、継続的に運転がされる場合を想定しており、実際の申請時期などについては、事業者が判断するものである。

18

内

容

１

原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）

２

長期施設管理計画認可申請に対する審査での主な確認内容

３「設計の古さ」について

参考

19

技術の旧式化（Technological Obsolescence）
SSG-25(Guidance on PSR)
AgeingPhysical ageing

SSG-48(Guidance on
AM and LTO) Obsolescence oftechnology

Non-physical ageing（obsolescence）

Obsolescence of codes,
standards and regulations

Obsolescence ofknowledge

長期施設管理計画の対象範囲
安全性向上評価の対象範囲• Plant design• Actual condition of structures, systems
and components(SSCs) important tosafety• Equipment qualification• Deterministic safety analysis• Probabilistic safety assessment• Hazard analysis• Safety performance• Use of experience from other plants
and research findings• Organization, the management systemand safety culture• Procedures• Human factors• Emergency planning• Radiological impact on the environment（参考抜粋）IAEA SSG 48 “Ageing Management and Development of a Programme for Log Term Operation of Nuclear Power Plants” (p.10, Table 1)20いわゆる「設計の古さ」に関する規制体系イメージ
運転開始後高経年化した発電用原子炉（運転開始後３０年目以降）

バックフィット

バックフィット
規制の水準を引き上げることで相対的に「古い設計」に対応

継続的に新たな知見等を収集し、それを規制基準に取り入れ、いついかなる時でも基本設計に遡って当該知見等を適用させる規制制度

施設管理
発電用原子炉施設が規制基準に適合している状態を常に維持するための工事・点検・検査等の活動に関する規制制度

安全性向上評価
事業者自らが発電用原子炉施設等について、その時点での知見に照らして十分なものとなっているか等を定期的に評価する規制制度（例）重大事故を想定していな
かった「古い設計」に対して重大事故対策を要求

施設管理
将来的な基準適合性を維持するため、長期施設
通常保全に加え、管理
劣化を管理するための追加保全を抽出・実施

安全性向上評価
自然ハザード等の外環境の変化に対する評価や経年劣化が効果的に管理されているか（製造中止品管理を含む）などを評価

国内外の事故・トラブル情報、規制動向、安全研究等から得られた知見を技術情報検討会等で議論※安全性向上評価届出の導入趣旨
事業者がより高度な安全性を追求するために自主的に当該要求内容を上回る措置を講ずることは否定されるものではなく、むしろ発電用原子炉施設の安全性向上の観点から望ましいことであることから、このような事業者の自主的な取組を推奨するため、事業者自らが規制に よるもの以外に事故の発生及び拡大の防止対策を講じた際の発電用原子炉施設の安全性の評価を義務付け（第43条の３の29第１項）、それを届出・公表させる制度。評価結果について公表させることで安全性を向上させるインセンティブが生じ、更なる安全性向上に資する措置を講じること（ソーシャルプレッシャー）が期待できる。なお、原子力規制委員会は、評価に係る調査等の方法の変更を命じる（第43条の３の29第４項）ことができ、虚偽届出・命令違反等に過料（第82条第４号の２から第４号の４まで）が課される。

21

「設計の古さ」に関する原子力規制委員会における議論①〇令和５年５月１０日の原子力規制委員会において、それまでの「設計の古さ」に関する議論を整理し、それを踏まえた「設計の古さ」への対応の考え方が以下のとおり了承された。
 「設計の古さ（非物理的なもの）」への対応については、バックフィット制度のようなトップダウン
的なアプローチだけではなく、個々のプラントごとに確認するボトムアップ的なアプローチも必要 ボトムアップ的なアプローチの手法として、対象となる最新の炉型を指定し、それに対するベンチマークを既設の発電用原子炉ごとに行い、“差分”の抽出を事業者に求め、規制当局が確認・議論する必要がある “差分”を抽出する方法として、安全性向上評価の中長期的な評価※を活用する方針とする※「安全性向上に係る活動の実施状況に関する中長期的な評価」を指し、その評価項目には、IAEA SSG-25で記載されているPSRの一部の安全因子が含まれている。

→ 上記の議論を踏まえ、「設計の古さ」への対応の考え方を以下のとおりとした。
 “差分”の対応として、事業者ごとに、 安全性向上評価（中長期的な評価）の中で、他プラントや新技術との比較・ベンチマークを実施させ、その結果を基に公開の場で、
原子力規制委員会と評価を行った事業者との二者間で議論を行う
 一方で、原子力安全に絶対安全はなく、常に完全とはならずに欠けているところがあるとの認識の下、こうした“欠け（unknown-unknowns）”が無いかを事業者と規制当局の双方で意識し、得られた情報を相互に議論し確認していく22

「設計の古さ」に関する原子力規制委員会における議論②〇令和５年７月19日の原子力規制委員会において、『「設計の古さ」への対応に関する安全性向上評
価の活用についての議論の進め方』が以下のとおり了承された。

 炉安審・燃安審において、令和５年度第９回原子力規制委員会で了承された「設計の古さ」への対応の考え方を説明した上で、そのうち“差分”への対応について、既に炉安審・燃安審の調査審議事項となっている安全性向上評価の制度のあり方や運用の見直しの中で検討する。
 炉安審・燃安審の助言を踏まえ（概ね１年程度で議論をとりまとめ）、原子力規制委員会において、安全性向上評価制度に係る規則及びガイドの改正案を定めることとする。
 なお、その過程において必要に応じ、炉安審・燃安審の会長と原子力規制委員会との意見交換の場を設けることとする。

23

炉安審・燃安審の調査審議事項の確認と追加の検討事項①

原子炉安全専門審査会及び核燃料安全専門審査会の調査審議事項（令和４年度第53回原子力規制委員会（令和４年11月22日））
４．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４３条の３の２９の規定に基づき発電用原子炉設置者が行う発電用原子炉施設の安全性の向上のための評価について、制度のあり方や運用の見直しについて助言を行うこと。まず、現行制度の枠組みを前提とした運用の改善について報告すること。

議論の進め方○ 現行制度の枠組みを前提とした運用の改善 （→各種規則やガイドの改正）→ 比較的短期（１年程度）で結論を導く○ 制度のあり方やその他中長期的な検討が必要なもの→ 中長期的な課題として議論
24

炉安審・燃安審の調査審議事項の確認と追加の検討事項②（追加の検討事項 ： 「設計の古さ」への対応）
高経年化した原子炉の安全規制の強化を行った法改正（本年６月に成立）の検討
過程において、非物理的な劣化（仮に「設計の古さ」と呼称）への対応の必要性についての議論がなされた。
その結果、令和５年度第９回原子力規制委員会（令和５年５月10日）において、以下のとおり「設計の古さ」への対応の考え方が了承された。
 他プラントや新技術との設計比較により得られる“差分”については、原子炉安全専
門審査会及び核燃料安全専門審査会における安全性向上評価の見直しの議論と整合的に進めていくこと 原子力安全に絶対安全はなく、常に完全とはならずに欠けているところがあるとの認識の下、こうした“欠け（unknown-unknowns）”が無いかを事業者と規制当局の双方で意識し、得られた情報を相互に議論し確認していくこと

その後、令和５年度第22回原子力規制委員会（同年７月19日）において、「設計の古さ」のうち“差分”への対応について、既に原子炉安全専門審査会及び核
燃料安全専門審査会の調査審議事項になっている安全性向上評価の制度のあり方や運用の見直しの中で検討する旨の方針※が了承された。
※「設計の古さ」への対応に関する安全性向上評価の活用についての議論の進め方

25

炉安審・燃安審での検討の論点（一覧）【論点１ 安全性向上評価の担うべき役割】①規制制度の変遷に伴う機能の重複②規制制度の全体像の中での安全性向上評価の位置づけ【論点２ 個別の見直し事項】①規制基準適合状況の説明資料の見直し②届出単位、届出時期の見直し③PSR（定期安全レビュー）のあり方③PSRのあり方については、
論点３で合わせて議論【論点３ 「設計の古さ」への対応】①「設計の古さ」に関するこれまでの経緯②原子力規制委員会における「設計の古さ」に関する議論③「設計の古さ」に係る議論のポイント
26

個別の見直し事項（一覧）【現行の安全性向上評価運用ガイドの構成】

今後、見直しの検討を行いたい項目

安全性向上評価

規制基準適合状況の説明資料の見直し

１．安全規制によって法令への適合性が確認された範囲
１－１ 発電用原子炉施設概要
１－２ 敷地特性
１－３ 構築物、系統及び機器
１－４ 保安のための管理体制及び管理事項
１－５ 法令への適合性の確認のための安全性評価結果
２．安全性の向上のため自主的に講じた措置
２－１ 安全性の向上に向けた継続的取組の方針
２－２ 調査等２－３ 安全性向上計画
２－４ 追加措置の内容
２－５ 外部評価（外部の評価を受けた場合）の結果
３．安全性の向上のため自主的に講じた措置の調査及び分析（PSR）
３－１ 安全性向上に係る活動の実施状況の評価(1) 内部事象及び外部事象に係る評価 (3) 内部事象及び外部事象に係る確(2) 決定論的安全評価
率論的リスク評価（ＰＲＡ）(4) 安全裕度評価（ストレステスト）
３－２ 安全性向上に係る活動の実施状況に関する中長期的な評価(1) プラント設計(7) 組織、マネジメントシステム及び(2) 構築物、系統及び機器の状態
安全文化(3) 機器の性能認定(8) 手順(4) 経年劣化(9) 人的要因(5) 安全実績(10) 緊急時計画(6) 他プラント及び研究成果から得られ (11) 環境への放射線影響た知見の活用安全規制によって法令への適合性が確認された範囲を記載しているところ、炉安審・燃安審基本部会の各委員や事業者から意見を踏まえ、見直しを検討

届出単位、届出時期の見直し
安全性向上評価の届出単位及び届出時期について、炉安審・燃安審基本部会の各委員や事業者から意見を踏まえ、見直しを検討

PSRのあり方IAEAのSSG-25に記載されているPSRの１４の安全因子に準拠した形で整理した上で、その内容や総合的な評定について見直しを検討(1) プラント設計「設計の古さ」への対応(2) 構築物、系統及び機器の状態(3) 機器の性能認定(4) 経年劣化(5) 決定論的安全評価（安全裕度評価を含む）(6) 内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（ＰＲＡ）(7) 内部事象及び外部事象に係る評価(8) 安全実績(9) 他プラント及び研究成果から得られた知見の活用(10) 組織、マネジメントシステム及び安全文化(11) 手順(12) 人的要因(13) 緊急時計画

４．総合的な評定４－１ 評定結果
４－２ 安全性向上計画(14) 環境への放射線影響
自主的に講じた措置（左記の２）についても、見直しを検討

27

安全確保のために必要な取組とその時間軸

必要な取組

時間軸

制度上の位置づけ
事業者

規制当局

事業者による検査

原子力規制検査

新知見発見
の都度

許認可申請

基準見直し等
許認可

as is 情報*の文書化

定検毎

確率論的リスク評価、安全裕度評価

５年毎

安全性向上評価（届出制度）－

長期施設管理計画

認可

現場での日常的な改善活動
新知見の取入れ等（バックフィット）（自主）

定期的な安全レビュー
長期的な経年劣化の管理

常時

１０年毎

*：プラントの最新の状態に関する情報

28

個別の見直し事項 ～ ＰＳＲ（定期安全レビュー）のあり方＜論点＞○ 現行ガイドの「安全性向上に係る活動の実施状況に関する中長期的な評価」 について、SSG-25に記載されているPSRの14の安全因子を踏まえ、その内容を見直してはどうか。
 現行ガイドでは、評価項目（14の安全因子）が複数のセクションに分かれて記載されている。
 SSG-25の14の安全因子に含まれない「安全裕度評価（ストレステスト）」についても位置づけを検討。
○ その他、継続的な安全性向上に資するためにはどうあるべきか。
（その内容、総合的な評定、自主的に講じる措置への反映のあり方等）
PSRのあり方IAEAのSSG-25に記載されているPSRの１４の安全因子に準拠した形で整理した上で、その内容や総合的な評定について見直しを検討(1) プラント設計「設計の古さ」への対応(2) 構築物、系統及び機器の状態(3) 機器の性能認定(4) 経年劣化(5) 決定論的安全評価（安全裕度評価を含む）(6) 内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（ＰＲＡ）(7) 内部事象及び外部事象に係る評価(8) 安全実績(9) 他プラント及び研究成果から得られた知見の活用(10) 組織、マネジメントシステム及び安全文化(11) 手順(12) 人的要因(13) 緊急時計画(14) 環境への放射線影響※ ７ページのPSR部分を再掲

29

“差分”による対応の具体案（1/7） ～IAEAガイドにおける整理と現行制度～
 IAEAガイド（SSG-48やSSG-25）において、劣化（Ageing）は物理的な劣化（Physical Ageing）と非物理的な劣化（Non-physical Ageing）に整理されている。
 この整理に沿って、規制委員会は、物理的な劣化とサプライチェーンの管理などの非物理的な劣化の一部を長期施設管理計画で対応し、それ以外をバックフィット制度や安全性向
上評価制度によって一定程度の対応が可能との考え方を示した。

非物理的な劣化

物理的な劣化
SSG-48
Guidance on
AM and LTO
技術の旧式化

知識の旧式化
基準規格及び
規制の旧式化長期施設管理計画で対応

バックフィット制度や安全性向上評価制度
によって一定程度の対応が可能
30

“差分”による対応の具体案（2/7） ～現行制度による劣化への対応状況～

 物理的な劣化や非物理的な劣化に対して、現在は以下のように対応していると考えられる。
対応状況
劣化の種類と内容
規制側

事業者側

物理的な劣化（主要６事象を含む）
長期施設管理計画の認可

長期施設管理計画の作成

知識の旧式化

技術情報検討会・
安全研究

CAP活動
安全性向上評価届出制度

規制、規則、基準の旧式化

バックフィット制度

バックフィットに係る許認可対応
安全性向上評価届出制度

技術の旧式化（サプライチェーンの管理）
非物理的な劣化欠け（unknown-unknowns）への対応

差分への対応31

“差分”による対応の具体案（3/7） ～規制委員会の考え方（“差分”と“欠け”）～

 規制委員会は、「設計の古さ（非物理的なもの）」への対応の考え方を以下のとおりとした。
“差分”への対応
 バックフィット制度のようなトップダウン的なアプローチだけではなく、個々のプラントごとに確認するボトムアップ的なアプローチとして、最新の炉型に対するベンチマークを既設の発電用原子炉ごとに行い、“差分”を抽出する。
 “差分”を抽出する方法として、安全性向上評価の中長期的な評価※１を活用する方針。
※１：「安全性向上に係る活動の実施状況に関する中長期的な評価」を指し、その評価項目には、IAEA SSG-25で記載されているPSRの一部の安全因子が含まれている。

“欠け”への対応
 原子力安全に絶対安全はなく、常に完全とはならずに欠けているところがあるとの認識の下、こうした“欠け（unknown-unknowns）”が無いかを、年１回程度の頻度でCNO会議 ※２
で継続的に議論し確認していく。
※２：主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会

対応方針（案） IAEAガイドにおける整理と規制委員会の考え方及び非物理的な劣化への対応に関する規制委員会の考え方を踏まえて、「設計の古さ」への対応を検討することとする。
32

“差分”による対応の具体案（4/7） ～“差分”による対応についての論点～

 「設計の古さ」のうち“差分”への対応については、安全性向上評価届出の「安全性向上に係る活動の実施状況に関する中長期的な評価」で対応するとした場合、以下の論点について整理が必要であると考えられる。
＜論点＞(a) 安全性向上評価のどこに位置付けるか(b) “差分”の比較の方法(c) 比較で見出された“差分”の取扱い

 次項以降には、これら論点への対応方針（案）を示す。

33

“差分”による対応の具体案（5/7） ～安全性向上評価のどこに位置づけるか～(a) 安全性向上評価のどこに位置付けるか
 他の発電用原子炉とベンチマークを実施し“差分”の抽出や評価を行う場合、その周期が短いと、原子炉の世代間比較ができず、評価を行うための十分な差分を抽出することが難しいと考えられる。
 安全性向上評価の中の中長期的な評価において“差分”の評価を行う場合、１４の安全因子のうち、「他のプラントや新技術との設計比較」などはハードに関する安全因子、「古い炉を運転するための知識・経験の不足など人の要因」などはソフトに関する安全因子において評価することが考えられる。
 これらを踏まえ、以下の対応方針（案）のとおり、対応することとしてはどうか。
対応方針（案） “差分”を評価する周期は、10年ごとに行っているＰＳＲの枠組みで行うこととする。
 “差分”の評価は、「他のプラントや新技術との設計比較」などはハードに関する安全因子、「古い炉を運転するための知識・経験の不足など人の要因」などはソフトに関する安全因子において評価することとする。
34

“差分”による対応の具体案（6/7） ～“差分”の比較の方法～(b) “差分”の比較の方法
 比較を行う対象の炉型は、以下の対応方針（案）のとおり、対応することとしてはどうか。
対応方針（案） 国内のPWRとBWRのそれぞれ最新世代の炉型と比較することを基本とする。
 事業者が選定の観点を示した上で、比較対象のプラントを指定しても良い。
 比較の単位や方法は、以下の対応方針（案）のとおり、対応することとしてはどうか。
対応方針（案） 最新の炉型との比較の単位は、導入されている設備・機器単位に行うこととする。
 比較の方法としては、設計思想も含めた概念的な比較や機能の実効性の比較を実施する
ことなどが考えられる。
（例）設備単位での比較のイメージ
プラント１

設備Ａ
操作：
手動

設備Ｂ
技術▲▲：
未設置

設備C
故障率：
●●％

設備D
・・・

・・・

プラント２
（最新プラント）

設備Ａ’
操作：
自動

設備Ｂ’
技術▲▲：
設置済み

設備C’
故障率：
■■％

設備D’
・・・

・・・
35

“差分”による対応の具体案（7/7） ～比較で見いだされた“差分”の取扱い～(c) 比較で見出された“差分”の取扱い
 最新プラントとの比較を行った結果として “差分”が見出されたとしても、それが基準への不適合を意味する訳ではない。
 一方で、見出された“差分”に対して、事業者は対応の要否を検討し、対応が必要な場合には、自主的な活動として、安全性の向上に取組むことに意義があると考えられる。
 以上を踏まえて、以下の対応方針（案）のとおり、対応することとしてはどうか。
対応方針（案） 差分があっても直ちに基準不適合を意味せず、対応が必須となるわけではない。
 事業者は自らが対応の要否を検討し、対応が必要と判断した場合には、安全性の向上に取り組むべきものとする。

プラント１
の設備A

VS
差分

プラント２（参照プラント）の設備A’

自主的安全性向上を求める範囲
措置の要否を判断
設備Aについての比較

規制基準、審査、検査、バックフィットなど規制により基準適合性を求める範囲
36

参考資料

37

規制制度の全体像の中での安全性向上評価の位置づけ

設置許可（基本設計を審査）

保安規定認可（保安活動の妥当性確認）

設計及び工事計画認可（詳細設計を審査）

長期施設管理計画の認可（高経年化した発電用原子炉の安全規制）

原子力規制検査（事業者の取組状況を確認）【主な検査事項】
・事業者が実施する使用前事業者検査や定期事業者検査の実施状況
・保安規定や長期施設管理計画に従って講ずる措置の実施状況

バックフィット等（既存施設であっても新たな知見を反映）

規制により基準適合性を求める範囲
自主的安全性向上を求める範囲

安全性向上評価届出（事業者自らが原子力安全の取組の継続的な改善を図るもの）

新たな知見の規制への反映

技術情報検討会（原子力規制庁において知見の収集・分析を行い、規制対応の要否について検討）

38

規制制度の変遷
平成25年７月

・安全性向上評価制度の運用開始（新規制基準と同時）（目的）○ 発電用原子炉設置者は、原子炉等規制法の規定※により、最新の知見を踏まえつつ、施設の安全性向上に資する設備の設置等の必要な措置を講ずる責務がある。それらの責務を果たすための取組の実施状況及び有効性について、発電用原子炉設置者が調査・評価したものが安全性向上評価。
○ 本評価の実施及び評価結果を踏まえ、原子力安全の取組の継続的な改善を図ることを目的とする。
※：原子炉等規制法第57条の８

令和２年２月・新検査制度の運用開始（原子力規制検査）・事業者の全ての安全活動が検査対象・検査官は、検査したい施設や情報に自由にアクセスが可能

令和７年６月・長期施設管理計画の認可制度の運用開始

・事業者は施設の経年変化を管理するための計画を策定。計画は規制委員会の認可が必要

規制制度の見直しに伴い、安全性向上評価が担う機能との重複が生じてきていると認識

39

新規制基準の概要
 東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓と反省を踏まえ、原子炉等規制法を改正（Ｈ25.7）。
 重大事故等を防止するための基準を強化するとともに、万一重大事故等やテロが発生した場合に対処するための基準を新設。
重大事故等・
テロの対策

重大事故等を防止するための基準

設計基準

自然現象に対する考慮
火災に対する考慮
電源の信頼性その他の設備の性能
耐震・耐津波性能（ 火災対策耐震等の強化）＜従来の規制基準＞＜新規制基準＞意図的な航空機衝突への対応

新規制基準は、

放射性物質の拡散抑制対策

従来の設計基準

格納容器破損防止対策を強化すること

炉心損傷防止対策
内部溢水に対する考慮
自然現象に対する考慮（火山・竜巻・森林火災を追加）に加え、重大事故・テロ等に対処するための基準を追加

火災に対する考慮
電源の信頼性その他の設備の性能
耐震・耐津波性能40

バックフィット制度の目的と適用事例


バックフィットは、新たな知見に対応する手段の一つであり、法令及び規制基準の改正等により新たな知見を規制に反映し、その新たな規制を既存の施設にも適用するもの。



その目的は、新たな知見を迅速かつ柔軟に規制に反映し、災害の防止のために施設が最低限達成すべき
安全上の水準を向上することで、規制の継続的な改善を行い、もって継続的な安全性向上を実現することにある。



原子力規制委員会は、常に新たな知見を収集してその規制への反映の必要性を検討し、必要と判断した場合には躊躇なく規制に反映することで、規制の継続的な改善に取り組む。
番号

案件名

施行日等

１

新規制基準

2013.7.8（実用炉等）
2013.12.18（核燃施設）

２

電源系統の一相開放対策

2014.7.9 (実用炉等)
2014.10.29 (再処理)３

有毒ガス防護対策2017.5.1

４

高エネルギーアーク損傷（HEAF）対策

2017.8.8５

地震時の燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め機能に係る措置

2017.9.11６地震時又は地震後に機能保持が要求される動的機器の明確化

2017.11.15

７

降下火砕物（火山灰）対策

2017.12.14

８

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉の新規制基準適合性審査を通じて得られた技術的知見の反映

2017.12.14

９溢水による放射性物質を含んだ液体の管理区域外漏えい防止対策2018.2.20

１０

火災感知器の設置要件の明確化に係る対応

2019.2.13

１１

大山生竹テフラの噴出規模の見直し

2019.6.19

１２

警報が発表されない可能性のある津波への対策

2019.7.31

１３震源を特定せず策定する地震動に係る標準応答スペクトルの取入れ

2021.4.21

41

原子力規制検査に基づく監督
 原子力規制庁は、事業者が自ら改善活動を積極的かつ的確に運用することを求めた上で、「原子力規制検査」を行い、事業者の弱点や懸念点などに注視して監督を行う。
 事業者自らの気付きと原子力規制検査による気付きの双方が、改善活動の契機となり、原子力施設が「安全上の影響が大きい事象」に至る前に、改善に結びつくことを目的としている。
事
業
者
の
活
動

42

原子力検査官が行う原子力規制検査～どのように見るのか～
１．フリーアクセス
事業者の全ての安全活動に対して、いつでも・どこでも・何にでも自由にアクセスできる。
２．パフォーマンスベースト
形式的にルール、手順に従っているかを重視するのではなく、実際の事業者の活動や施設、設備の状況が本来意図した目的に適っているか、に着眼する。
３．リスクインフォームド
安全上のリスク※の大小から、安全上重要なもの・事柄に、より重きを置いて（対象の選定、頻度、着眼点など）検査を行う。
※リスク：ある事柄の重大さと起こりやすさから考えた影響の度合い（参考）共通事項に係る検査運用ガイド

https://www2.nra.go.jp/data/000434403.pdf

43

ヨーロッパにおけるPSR （例：フランス）

 ASNが原子力安全に関する規制（EDFに対する施設の運転認可等）の役割を担っている。
 PSRが規制の中に位置付けられており、10年ごとに実施することとされている。
PSR（Periodic safety review） ：10年ごとに実施
考慮すべきポイント・欠点（drawbacks）、リスク（放射線リスク、非放射線リスク、悪意のある行動）

EDF（フランス電力）○ 安全性向上評価：以下に照らして評価
・国際的なベストプラクティス
・知見の進展・同様の原子炉に適用される規制・運転経験（フランス国内外）のフィードバック○ 適合性審査＋高経年化管理【PSR結果（EDFの報告書）】【許可条件（ASN決定）】－ PSRの評価結果－ 逸脱状態や安全性向上に対する対処案－ 原子炉の運転継続能力の可否－ 運転継続のための規制要件分析結果の提示（運転継続の可否等）

ASN※ NPP Periodic Safety Reviews (PSR) in France （Fabien FERON French nuclear safety
Authority (ASN) ENSREG workshop 23 April 2015） を基に原子力規制庁作成

エコロジー転換・
国土一体省

44

米国の制度におけるUFSARの位置づけ

 米国では、事業者が原子炉ごとNRCから運転ライセンスの発行を受け、原子炉の運転を行っている。この運転ライセンスの発行に当たっては、安全解析書（SAR）を含む建設認可申請、運転認可申請をNRCに提出し審査を受ける必要があるが、認可に当たっては、プラント固有の要件も含まれるため、各原子炉が同じ規制を求められているわけではない。
米国の安全解析書（SAR）制度の概要
米国の連邦規則※1は、建設許可申請書に予備安全解析書（PSAR）を、運転認可申請書には最終安全解析書（FSAR）を添付するよう規定している。PSARとFSARを総称してSARと呼ばれる。
最終安全解析書（FSAR）は、運転ライセンス発行後も定期的に更新するよう要求されており※2、事業者は最終安全解析書の更新版（UFSAR）として提出する。
• 更新頻度は、毎年１回又は燃料交換停止後半年以内の短い方• 更新提出時には少なくとも６か月前までの変更点を反映

建設許可＋ PSAR
申請書

申請

運転認可
＋ FSAR
申請書

UFSAR

申請

運転認可

UFSAR

UFSAR

１年以内
１年以内
※1 10CFR50.34 「申請書の内容：技術情報」※2 10CFR50.71 「記録の保持、報告の作成」 (e)45