一般社団法人 日本原子力学会
第 75 回 標準委員会（SC） 議事録
１

日時2018 年 12 月 5 日（水）２場所

5 東洋海事ビル

13:30～19:45

D 会議室

３ 出席者（敬称略）（出席委員）関村委員長，越塚副委員長，伊藤幹事，大柿，井口，牛尾，尾崎，河井，木倉（審議案件の途中から出席），酒井，多田，谷口，中井，中牟田，中村，成宮，新堀，萩原，松井，三宅，山本，吉原，渡邉（23 名）（欠席委員）なし（代理委員）植木浩行(三菱マテリアル／上田代理)，内藤俊哉(日本原子力保険プール／
清水代理)，鈴木嘉章(原子力安全推進協会・システム安全専門部会幹事／岡本代理)，伊藤伸昭(中部電力／竹山代理)(4 名)（フェロー委員）宮野，成合（2 名）（委員候補）なし（欠席常時参加者）鈴木（1 名）（オブザーバ）荘田泰彦（三菱重工業）（1 名）（説明者） 【PRA 品質確保分科会】桐本主査，倉本委員，日高委員，【PLM 分科会】中川幹事，伊藤常時参加者，【水化学管理分科会】北島幹事，梅原委員，【統合的安全性向上分科会】成宮主査，倉本幹事，【LLW 放射能評価分科会】北島幹事，本山常時参加者，【レベル 2 PRA 分科会】成宮副主査，中村幹事，【統計的安全評価手法標準分科会】工藤副主査，末廣幹事，【基盤応用・廃炉技術専門部会】萩原部会長，【BWR 熱流動評価分科会】久保幹事，工藤委員【レベル 1 PRA 分科会】橋本幹事，【廃止措置分科会】田中幹事，【輸送容器分科会】溝渕委員，【基本戦略タスク】伊藤主査，河井幹事，鈴木委員（延べ 24 名）（事務局） 中越，田老，皆月（3 名）
４ 配布資料：SC75-0
第 75 回標準委員会議事次第（案）SC75-1
第 74 回標準委員会議事録（案）SC75-2
人事について（標準委員会）
SC75-3
人事について（専門部会）
SC75-4-1 “原子力施設のリスク評価標準で共通に使用される用語の定義：201X”標準改定原案に関する公衆審査結果について
SC75-4-2“原子力施設のリスク評価標準で共通に使用される用語の定義：201X” 標
準改定原案の修正について
SC75-4-3“共通用語の定義標準”（英語）（案）に関する標準委員会意見募集結果について
SC75-4-4“原子力施設のリスク評価標準で共通に使用される用語の定義：201X”（英1 / 13

訳）の修正について
SC75-5-1“高経年化対策実施基準 201X（追補 3）”案に関する公衆審査結果について
SC75-5-2
PLM 実施基準（追補 2）の誤記対応案
SC75-6-1 “加圧水型原子炉二次系の水化学管理指針:201X” 標準原案に関する決議投
票結果についてSC75-6-2 “加圧水型原子炉二次系の水化学管理指針:201X” 標準原案に関する決議投票で受付けた見への回答案について
SC75-6-3 “加圧水型原子炉二次系の水化学管理指針:201X”改定前後比較表
SC75-7-1 “原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準：201X”標準原案に関する決議投票結果について
SC75-7-2(1)“原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準：201X”標準原案に対する標準委員会決議投票時のコメントへの対応結果
SC75-7-2(2)“原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準:201X”標準原案に対するリスク専門部会コメ
ントへの対応結果
SC75-7-2(3)「原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準:201X」の新旧比較表
SC75-7-2(4)原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準:201X」標準原案（2018/12/5 版）
SC75-7-2(5) 原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準:201X」標準原案（2018/12/5 版）
SC75-8-1 “ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定に関する基本手順” 標準改定原案に関する決議投票結果について
SC75-8-2 “ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定に関する基本手順” 標準改定原案に関する決議投票で受付けた意見への回答案について
SC75-8-3 “ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定に関する基本手順”改定前後比較表
SC75-9“原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル 2 PRA 編）: 201X”標準改定原案の本報告
SC75-10-1 “統計的安全評価の実施基準：201X”の改定に係る本報告
SC75-10-2 “統計的安全評価の実施基準：201X”改定原案（本報告用）
SC75-11「有効高さ評価モデル分科会」の廃止および「風洞実験実施基準分科会」への統合についてSC75-12“BWR の核熱水力安定性評価基準：201X”の標準改定原案中間報告に関する標 準委員会意見募集で受け付けた意見への回答案について
SC75-13 “原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価に関する基準（内的事象レベ
ル 1PR 編）:201X”定例改定に係る中間報告
SC75-14 “原子力施設の確率論によるリスク評価の品質確保に関する実施基準”改定の中間報告について
SC75-15 廃止措置分科会標準策定中間報告資料
SC75-16 「使用済燃料・混合酸化物燃料・高レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及

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び検査基準：2013”の」改定について
SC75-17
津波に関するシンポジウムの実施結果を受けて（報告）SC75-18-1-1
標準活動基本戦略タスク2018年度第3回議事録
SC75-18-1-2
2018年度活動報告および2019年度活動計画（2018上期版）
SC75-18-1-3
標準委員会活動全体計画(年間工程表)（2018年・2019年版）
SC75-18-2-1-1 周知文「学会標準の制定/改定に係るアンケート調査について」（案）に関する意見募集結果
SC75-18-2-1-2 学会内の部会・連絡会との意見交換会 運営要綱（案）に関する意見募集
SC75-18-2-2
標準の制改定に関するアンケート等の実施について
SC75-18-2-3
学会内の部会・連絡会との意見交換会の連絡責任者の選任について
SC75-18-3
用語辞典：2018（案）SC75-18-3-1
技術レポート（標準委員会 用語辞典 2018（案））SC75-18-4-1“規程類の整備”に関する意見募集結果
SC75-18-4-2
規程類の整備SC75-18-4-3-1 1101_標準委員会規程(理事との兼務不可)
SC75-18-4-3-2 標準委員会規程_新旧比較
SC75-18-4-4-1 運営規約の改定_意見への対応
SC75-18-4-4-2 1101-01_標準委員会運営規約(公平公正公開＋付録の誤記訂正)条文
SC75-18-4-4-3 運営規約_新旧比較
SC75-18-4-5-1 1101-01-03_専門部会運営細則(201812制定)
SC75-18-4-5-2 専門部会運営細則_新旧比較
SC75-18-4-5-3 専門部会運営通則(201812廃止)
SC75-18-5-1
標準作成ガイドラインの改定の意見募集の結果
SC75-18-5-2-1 標準作成ガイドラインの改定_意見への対応
SC75-18-5-2-2 標準作成ガイドラインの見直し版
SC75-18-5-2-3 標準作成ガイドラインの新旧比較表
SC75-18-6
倫理規程等講習会の受講フォロー状況
SC75-18-7
2019年春の年会企画セッション提案書
SC75-18-8
標準活動運営委員会2018年度第3回議事録
SC75-18-9
学協会協議会及び基本戦略タスクでの学協会規格整備計画の検討状況(その28)
SC75-18-10
標準委員会の出席状況及び投票状況
参考資料
SC75-参考 1
SC75-参考 2

標準委員会委員名簿
標準活動基本戦略タスク名簿

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議事内容
事務局から開始の時点で委員(フェロー委員含め)29 名中，28 名の出席があり，委員成立に必要な委員数（20 名以上）を満足している旨，報告があった。
（１） 前回議事録の確認（SC75-1）
前回議事録（案）について事前に配付されていた内容で承認された。
（２）人事について（SC75-2, SC75-3)
配付資料の SC75-2，SC75-3 に基づいて，標準委員会及び専門部会の人事について以下の提案及び報告があった。
ａ．標準委員会人事① 理事会による委員選任承認の確認
牛尾 直史（原子燃料工業）
大柿 一史(日本原燃)
谷口 敦(東京電力ホールディングス)中牟田 康（九州電力）② 理事会による委員再任承認の確認
河井 忠比古（原子力安全推進協会）
関村 直人（東京大学）③

理事会による委員長選任承認の確認
関村

④

⑤

直人（東京大学）

専門部会長選任の承認決議
岡本孝司（システム安全専門部会長/東京大学）

萩原剛（基盤応用・廃炉技術専門部会長/東芝エネルギーシステムズ）

委員再任の決議清水越塚
竹山

直孝（日本原子力保険プール）
誠一（東京大学）
弘恭（中部電力）理事会による委員再任の承認等が確認され，専門部会長選任の承認，委員の再任承認が決議された。
b．リスク専門部会① 委員退任確認の確認
なし① 委員選任決議の承認(決議）なし② 委員再任決議の承認(決議）高田 毅士（東京大学）
松本 和之（中部電力）

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山本 章夫（名古屋大学）
委員再任決議の承認等が決議された。
d．システム安全専門部会① 委員退任確認の確認
なし② 委員選任決議の承認(決議）大川 富雄（電気通信大学）③ 委員再任決議の承認(決議）上野 信吾（三菱総合研究所）
北島 庄一（電力中央研究所）④ 部会長の選任決議の承認（決議）岡本 孝司（東京大学）
委員選任・再任決議の承認，部会長の選任決議の承認等が決議された。
e．基盤応用・廃炉技術専門部会① 委員退任確認の確認
なし② 委員選任決議の承認(決議）なし③ 委員再任決議の承認(決議)北島 庄一（電力中央研究所）④ 部会長の選任決議の承認（決議）萩原 剛（東芝エネルギーシステムズ）
委員再任決議の承認，部会長の選任決議の承認等が決議された。
f．原子燃料サイクル専門部会①

委員退任確認の確認
大久保 和俊② 委員選任決議の承認(決議）元辻 弘行（原子燃料工業）
委員選任決議の承認等が決議された。

（３）【報告・審議】“原子力施設のリスク評価標準で共通に使用される用語の定義：201X”
標準改定原案に関する公衆審査結果，及び英訳の標準委員会意見募集結果，並びに標準文案の修正提案について（SC75-4-1，SC75-4-2，SC75-4-3，SC75-4-4）
事務局から SC75-4-1 に基づいて，“原子力施設のリスク評価標準で共通に使用される用語の定義：201X”標準原案に関する公衆審査では，意見がなかったことについて報告があった。引続き，リスク専門部会 桐本幹事，倉本委員から，SC75-4-2 に基づ
いて，気づき事項の修正案について説明があった。審議した結果，日本語版については制定が決議された。また，事務局から，SC75-4-3 に基づいて英語版に対する標準委
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員会での意見募集結果が報告され，桐本幹事，倉本委員から，SC75-4-4 に基づいて，受け付けた意見への対応案が示された。標準の修正案については承認された。英語版については技術レポートとしての発行として承認され，WEB の公開だけにするのか，
標準の日本語版に添付するのか，扱いを専門部会や標準活動基本戦略タスクで議論して決めることとなった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q：用語の定義標準の修正によって個々の標準での対応が変わるわけではないという観点で，専門部会としてエディトリアルな修正であると判断したか？
A：そのとおりである。
Q：英訳版の位置付けは誰がどのように使うのかという事による。その方向性と合うのであれば，日本語との対応で英訳するという事も理解はする。
A：英訳版は，米国 JCNRM との議論に資するよう，日本の標準における定義の書
き方を説明していくことをねらいとして作成している。JCNRM との議論の結果で，定義を変更していくということが将来出てくる可能性がある。
C：個人的な御意見もいろいろ頂いているので，今後どのようにこの標準を考えていくかについては，分科会，専門部会において，引き続いて検討，審議を行うようにしてほしい。
C：本標準の公開の仕方については，事務局，標準活動基本戦略タスクとも相談をした上で行ってほしい。
（４）【報告・審議】“高経年化対策実施基準 201X（追補 3）” 標準原案に関する公衆審査結果及び誤記対応（SC75-5-1，SC75-5-2）
事務局から SC75-5-1 に基づいて，“高経年化対策実施基準 201X（追補 3）”標準原案に関する公衆審査では，意見がなかったことについて報告があった。引続き，PLM
分科会 中川幹事，伊藤常時参加者から，SC75-5-2 に基づいて，「追補２」誤記への対応案について説明があった。審議した結果，「追補２」の発行に合わせて正誤表を発行すること，及び「追補２」の誤記について「追補３」を修正の上，制定することが決議された。

（５）【報告・審議】“加圧水型原子炉二次系の水化学管理指針:201X”標準原案に関する決議投票結果及び受付けた意見への回答案について（SC75-6-1～SC75-6-3）
事務局から SC75-6-1 に基づいて，“加圧水型原子炉二次系の水化学管理指針:201X”
標準原案については，標準委員会決議投票で可決されたことが報告された。引続き，
水化学管理分科会 北島幹事，梅原委員から，受け付けた意見への対応案の説明があった。審議した結果，修正案については，システム安全専門部会や標準活動基本戦略
タスクで確認することを条件として２ケ月の公衆審査に移行することが決議された。
主な質疑等は以下のとおり。
C:資料 SC75-6-3 の 9 ページの FAC の取り扱いに関する記載改定案については，
以下のコメントがあり反映する。
－下から 2 パラグラフ目の FAC 抑制効果の定量化については，学会指針での記載であることを考慮し，「定量化を行う。」を「定量化を行っていくことが望

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まれる。」と修正する。
－下から 3 パラグラフ目下から 2 行目の「日本機械学会には，水質管理による環境緩和効果は含まれていない。」，下から 1 パラグラフ目下から 2 行目の「日本機械学会で定められている配管減肉検査頻度・・・・」にある，「日本機械学会」は規格のことを指しているので，それぞれ「日本機械学会規格」に訂正する。（なお，標準委員会の場では，最初に出てきた箇所に注記を入れ，欄外に正式名称（発電用設備規格 配管減肉管理に関する規格（JSME S CA1））を記載する旨回答したが，既に本文中に正式名称が記載されているため，上述の対応とした。）
C:資料 SC75-6-2 のコメント No.2 の「本文中に管理値の設定根拠を明記すべきではないか」は，「本文の規定にある数値の根拠が附属書などで解説されているはずなので本文に引用すべき。」の誤りであるため，修正のこと。また，コメント通り本文に引用すべきとのコメントがあったが，本文 4.4.1 の「アクションレ
ベル，制御値，推奨値及び測定頻度」の一般事項に附属書 E を参照する旨既に記載されており，現状のとおりとすることで了承された。
C:資料 SC75-6-2 のコメント No.17 の参考文献の修正は確認したが，参考文献 34の文末が「presented at the NPC PARIS 2012」となっており，論文参照である
ことを確認した上で，記載を訂正する。
（６）【本報告・審議】“原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準：201X”標準原案に関する決議投票結果及び受付けた意見への回答案について（SC75-7-1，SC75-7-2）
事務局から SC75-7-1 に基づいて，“原子力発電所の継続的な安全性向上のためのリ
スク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準：201X”標準原案については，標準委員会決議投票で可決されたことが報告された。引続き，統合的安全性向上分科
会 成宮主査，倉本幹事から，受け付けた意見への対応案の説明があった。審議した
結果，修正案については，安全余裕の扱いに関する修正につきエディトリアルな範囲を超えたものになっているとの議論があり，論点の整理及び対応案の再検討を行って，分科会，専門部会で再度確認を行い，その後，標準委員会でメール審議を行うこととなった。公衆審査への移行については，標準委員会三役で判断することが決議された。
また，本標準の制定と共に，RIDM2010 標準を廃止する扱いにつき提案がされ，その方向性が確認された。
主な質疑等は以下のとおり。
Q：エディトリアルな範囲を超えている修正があると思うが，これに対しての分科会，専門部会の見解は？
A：附属書 N（参考）の安全余裕の扱いに関する記載についても，規定の内容は変更しておらず，規定の考え方を説明するものを追加したということで，エディ
トリアルな範囲内であると判断している。
Q：安全余裕については許認可の規制許容基準をベースとして考えているが，自主的な意思決定を行うような場合，規制許容基準とは関係ないこともあるのではないか？
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A：この標準では，許容基準の存在を前提として，それを満たしているか否かを判断するという規定としている。
C：意思決定の結果として，検討した許容基準が規制許認可基準になるということはあると思うが，最初から規制許容基準という事だけではないと考える。
C：この標準では，“事業者が使用できる余裕”を対象としており，その説明を更に追記したものが今回の修正対応であると考えるので，エディトリアルな範囲
内の修正ではないかと思う。
C：規制基準との比較という事に加えて，更に次のステップの検討までを書き加えたのは，元々の論旨を逸脱しているのではないかと考える。事業者が自主的にという意図が，この追記，修正によって，変わってしまっているのではないか。
だからこそ，標準委員会として原案で賛成したものから，内容が変更になっていると判断している。詳しく説明することによって，事業者寄りの記載に傾いてしまい，学会が示す標準からはずれてしまっている。
“附属書 N.1 安全余裕の考え方について”は安全余裕の思想の部分を記載しているものと捉えていたが，そこに今回の追記を入れるのも，矛盾があるものと考える。
A：附属書 N.1 は，この標準での安全余裕の確保の考え方を説明したものであり，その意味で表題が良くないと思うので，再考したい。ただし，この標準における安全余裕の確保は，規制許容基準をベースとして“事業者が使用できる余裕”の中で Safety Limit と Operating Point とを見て検討することを基本としており，
今回追記した内容については，その場合の検討ケースの追加説明をしたもので，基本の考え方を変更するものではないと考えている。
Q：本件をコメントされた方の御意見は？
A：事前に回答案について説明を行っており，対応案で納得いただいた。
C：議論があるように，学会が示す標準としては，Safety Limit を規制許容基準と固定することに問題があると思う。検討において，Safety Limit を規制許容基準と捉えるというのは，標準の使用者の判断，選択であり，固定することはないのではないか。
C：それが附属書 N.1 での追記・修正の問題点であり，かつ，N.3 が追記されたことにおける違和感の原因でもあると思う。
C：電気協会での規格でも同様の議論がある。今回の修正案については，事前に確認しており納得はしていたが，今の議論をふまえて標準案を見ると，規制が決める規制許容基準の中だけでの検討になるように読めるのは問題であると感じる。
A：御指摘，コメントは理解した。本体規定も“許認可における規制許容基準”をベースに記載しており，ここも含めて再検討を行うようにする。
C：以上の議論の結果，今回の修正はエディトリアルな修正を逸脱しており，このままで公衆審査というには不安な部分が残っている。もう少し丁寧な議論が必要であると考える。本日の議論の論点を整理し，再度検討を行い，システム安全専門部会，リスク専門部会での議論，確認を得た上で，再度提案をお願いする。手続きについては，事務局，専門部会・標準委員会三役と調整をして決めて欲しい。
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A：本日の審議もふまえて，附属書 N.3 の扱いを含めた N.1,N.3 の記載の検討を分
科会，専門部会で実施した上で，標準委員会に再度提案を行いメール審議で諮らせて頂く。

（７）【報告・審議】“ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定に関する基本手順”標準改定原案に関する決議投票結果及び受付けた意見への回答案について（SC75-8-1～SC75-8-3）
事務局から SC75-8-1 に基づいて，“ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定に関する基本手順”標準原案については，標準委員会決議投票で可決されたことが報告された。引続き，LLW 放射能評価分科会 北島幹事，本山常時参加者から，受け付けた意見への対応案の説明があった。審議した結果，一部修正を行い，１ケ月の公衆審査に移行することが決議された。
主な質疑等は以下のとおり。
Q:今回新たに記載された「審議中問題になった事項及び懸案事項｣については，次回の標準改定時にその対応を検討することになるかと思うが，将来的な課題は他にないのか。
A:将来，この標準で提案した放射能濃度決定方法を実際に適用して放射能評価を行うこともあるかと思われるが，その場合にその実績の反映及び現状附属書(参考)としている内容の規定化などが，将来的な課題である。
（８）【本報告・審議】“原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価
に関する実施基準（レベル2 PRA編）: 201X”標準改定原案の本報告（SC75-9）
レベル2 PRA分科会 成宮副主査，中村幹事から“原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル2 PRA編）: 201X”標準改定原案について本報告があった。標準委員会の決議投票に移行する決議を行ったが，印刷した標準原案がないことから，メールで標準原案を送り，内容を確認したうえ，標準委員会三役で決議投票の移行を判断することとなった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q：中間報告から標準の構成に変更はあるか。
A：本文規定・附属書についてはない。解説については中間報告のコメントを受けて追加した。余震についても解説を追加した。
Q：地震 PRA 標準のレベル 1PRA では余震については M9 クラス以上を考慮することとした。余震を含めたハザード曲線を評価する方法は現状ない。ここでの感度
解析とはどのような内容を指すのか。
A：地震 PRA 標準で示す事故シーケンス評価で感度解析が規定化されているのを受けて，レベル 2PRA 評価における感度解析の基本的な考え方を示している。
Q：余震を考慮した地震 PRA というのはまだまだ実現されていない状況である。そのような中でここでの余震評価の位置づけがよくわからなかった。
A：標準改定にあたり，レベル 2PRA における余震の位置づけをした際に，必ずしもレベル 1PRA と同等ではない可能性があると考えた。すなわち，レベル 2 で重要な役割を果たす格納容器への余震によるインパクトは非常に大きい可能性が

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ある。しかし，その後の調査では知見不足との結論に至り，現時点でレベル 2PRAにおける余震の重要度とその評価方法を位置付けられなかった。そのため解説として現状知見の整理，感度解析の基本的な考え方を示す形でまとめることとした。
Q：コメント対応 No.5 に関して，LERF や CFF の扱いについて，先にあった RIDM
標準へのコメントと同様に，解説の追加などを検討いただきたい。No.4 の回答に「標準を研究開発に役立てる」とあるが標準は研究開発のために使うのではなく，原子力発電所の現場で役立てるものと考えるので，この表現を修正いた
だきたい。
A：拝承。No.5 について RIDM に合わせて今後解説の追加を検討したい。No.4 についてはコメント対応表を修正する。
Q：標準原本はどのように入手するのか。
A：現在ダウンロードサイトが使えない状態なので，メールにて配信する。
C:標準をダウンロードできないと標準本体の資料の配布ができなく，書面投票への移行は判断できないのはないか。
（９）【本報告・審議】“統計的安全評価の実施基準：201X”標準改定原案の本報告（SC75-10-1，SC75-10-2）
統計的安全評価手法標準分科会 工藤副主査，末廣幹事から，“統計的安全評価の実施基準：201X”標準改定原案について本報告があった。審議した結果，標準委員会
で 30 日の決議投票へ移行することが決議された。
主な質疑等は以下のとおり。
C：この標準を使った解析実績，実例があると良く，附属書 C が大切だが引用文献がない。附属書 C(参考)の適用事例をジャーナルなどで公開することが望ましい。
A：この適用事例は今回の改定作業の中でプラントメーカが自主的に実施したものであるが，そのままで標準に記載する内容として申し分ないと分科会で判断している。また，これからジャーナルへ投稿し，査読を経て公開されるよりも，この標準の方が早いタイミングで発行される可能性がある。この件については，
プラントメーカへ公開に向けての働きかけを行うが，可否についてはプラントメーカの判断に従うことになる。
C:専門部会長も同じ指摘だったので，投稿することで進めてもらうと思っている。
C:ぜひその方向でやってもらいたい。

（10）【報告】「有効高さ評価モデル分科会」の廃止および「風洞実験実施基準分科会」への統合について（SC75-11）
基盤応用・廃炉技術専門部会 萩原部会長から，「有効高さ評価モデル分科会」を廃止して「風洞実験実施基準分科会」へ統合すること，分科会の名称を「放出源の有効高さ評価分科会」に変更する報告があった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q： 資料中の分科会名簿で名前が誤植されている方がいるので資料訂正すべき。

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A： 拝承統合を審議した専門部会資料含めて訂正する。

（11）【報告】“BWR の核熱水力安定性評価基準：201X”の標準改定原案中間報告に関する標準委員会意見募集で受け付けた意見への回答案について（SC75-12）
BWR 熱流動評価分科会 久保幹事，工藤委員から，“BWR の核熱水力安定性評価基準：
201X”の標準改定原案中間報告に関する標準委員会意見募集で受け付けた意見への回
答案について報告があり，次回本報告することを目指し，作業を継続する旨，説明があった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q：新規コードと十分実績のあるコードは同じ要求事項か？
A：両者を区別せずに同じ要求を課すこととした。

（12）【中間報告】“原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価に関する基準（内的事象レベル 1PRA 編）”定例改定に係る中間報告について（SC75-13）
レベル 1 PRA 分科会 桐本副主査，橋本幹事から，原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価に関する基準（内的事象レベル 1PRA 編）”定例改定に関する中間報告があった。基準の改定原案をメールで送り，１ケ月の意見募集を行うこととなった。
主な質疑等は以下のとおり。
C：今後の米国 JCNRM への対応などは標準活動基本戦略タスクまで報告のこと。
C：本体規定の趣旨・背景などをまとめた図書として「指針」(Guide) を設定している。「技術レポート」以外にも活用の検討を推奨する。
（13）【中間報告】“原子力施設の確率論によるリスク評価の品質確保に関する実施基準：
201X”改定の中間報告について（SC75-14）
PRA 品質確保分科会 桐本主査，日高委員から，“原子力施設の確率論によるリスク
評価の品質確保に関する実施基準：201X”改定標準について中間報告があった。審議の結果，リスク専門部会で再度審議し直すこととなった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q：ピアレビューに関する規定が少ないが，PRA の品質が確保できるのか？
A：本標準には各 PRA のピアレビューに共通する要求事項のみを記載している。ピアレビューにおいてはレベル 1PRA 標準などの各 PRA 標準に記載された要求事項への適合状況を確認する。
C：現在レベル 1PRA 標準は統合性能化を進めている最中であるため，ピアレビュ
ーに関する要求事項が見えてこない。
Q：PRA メンテナンスと PRA アップグレードの扱いの違いは何か？
A：PRA アップグレードに対してはピアレビューの実施を要求事項としている。
（14）【中間報告】“原子力施設の廃止措置の基本安全原則，計画策定基準及び安全評価実施基準”の整備状況中間報告（SC75-15）

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廃止措置分科会 田中幹事から，“原子力施設の廃止措置の基本安全原則，計画策定
基準及び安全評価実施基準”の整備状況に関する中間報告があった。原子力安全検討会と連携し，整備を進めることとなった。
主な質疑，コメント等は以下のとおり。
C：標準委員会で作成している 5 ヵ年計画に反映すること。
C：資料中に今後作成する標準が記載されているが，既に作成済の標準類が含まれていないので，廃止措置関連の学会標準を俯瞰的に分かるような修正を行うこと。
（15）【報告】“使用済燃料・混合酸化物燃料・高レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2013”の改定について（SC75-16）
輸送容器分科会 溝渕委員から，“使用済燃料・混合酸化物燃料・高レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2013”の改定について報告があった。標準委員会の５ケ年計画を改定して報告する等，５ケ年計画の重要性を認識するようにとのコメントがあった。
（16）【報告】標準活動基本戦略タスクの報告と論点（SC75-18-1～18-3）
標準活動基本戦略タスク 伊藤主査から，標準活動基本戦略タスクの報告と論点について説明があった。
（17）【報告・審議】新知見の収集・評価 WG のアンケート実施要領ほかの意見募集への対応，用語辞典 2018 について（SC75-18-2-1-1,18-2-1-2,18-2-2,18-2-3,18-3,18-3-1）
標準活動基本戦略タスク 河井幹事から，新知見の収集・評価 WG のアンケート実施等への意見募集への対応について説明があり了承された。また，用語辞典 2018 の説明があり，意見募集 30 日が了承された。
（18）【報告・審議】標準委員会規程の改定，標準委員会運営規約の改定，専門部会運営
細則の改定の意見募集への対応（SC75-18-4-1,18-4-2,18-4-3-1,18-4-3-2,18-4-4-1,18-4-4-2,18-4-4-3,18-4-5-1,1
8-4-5-2,18-4-5-3）
標準活動基本戦略タスク 鈴木委員から，標準委員会規程の改定，標準委員会運営
規約の改定，専門部会運営細則の改定の意見募集への対応等，説明があった。標準委
員会規程の改定については，標準委員会で15日の書面投票をすることが決議された。
また，標準委員会運営規約の改定，専門部会運営細則の新設については，それぞれ改定，新設が決議された。
なお，専門部会運営細則を専門部会で説明した際に出された質問について，次のよ
うに確認された。
・分科会委員の任期について，冬眠分科会の委員への連絡手段，意思確認が問題となりうるが，現在の運用を明示したものであること。標準委員会の活動として，新知見の収集・優先度判定を定期的に進めて，５か年計画にも反映するために，専門部会・分科会はこれらを毎年確認する必要があるので，しばらくは現在の記載で進めたいと説明があった。
・保留を投じた場合，補足説明を受けて保留の理由が解消できれば意思表明できる
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と考えており，いつまでに賛成又は反対を表明するのかの期間を具体的に定めていないが，実態として投票結果をまとめる次の委員会，専門部会までに意思表明せずに保留のままであると“無効”になると説明があった。
（19）【報告・審議】標準作成ガイドラインの改定の意見募集への対応（SC75-18-5-1,18-5-2-1, 18-5-2-2, 18-5-2-3）
標準活動基本戦略タスク 鈴木委員から，標準作成ガイドライン改定に関する意見
募集への対応について報告があった。標準作成ガイドラインの改定案については，報告された内容で決議された。
（20）【報告・審議】2019年春の大会の企画セッションの提案書（SC75-17）
標準活動基本戦略タスク 萩原委員から，2019年春の大会の企画セッションの提案書について説明があった。内容については，最終提案書提出までに詳細検討することとなった。
主な質疑等は以下のとおり。
Q： １F 廃炉については本企画セッションでどう触れるのか？
A： 基本的に通常の廃止措置を中心に紹介，意見交換を行う。廃止措置の安全原則については IAEA GSR Part.6 相当であり，これと同様に事故後の施設の廃炉については共通で適用できる部分があるという位置づけである。そういう位置づけの説明は行う。
６ その他(次回日程)
次回は 2019 年 3 月 6 日(水）午後から
以

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