「設計古さ」、「Obsolescence」を巡る議論について～紹介（未定稿）
令和５年１０月１７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「設計古さ」について（規制委員会での議論）

３「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）

４「設計」に着目して（私見）

参考注）特に引用に断りのないものは、原子力規制委員会HPからの資料です。
1

１ 原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）（１）
新たな原子炉等規制法の枠組み
施設の健全性を担保（ハード面の規制）

保安活動の妥当性を担保（ソフト面の規制）

基本設計段階設置許可(第43条の3の5)(第43条の3の9 / 第43条の3の10)

詳細設計
建設段階

使用前事業者検査（第43条の３の11第１項）○保安措置義務(新第43条の3の32第１項、第３項)

廃止措置段階)

長期施設管理計画の認可)

安全性向上評価届出（第43条の３の２９）

原子力規制検査

運転段階（第43条の３の22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16第1項）

バックフィット命令(第43条の3の24第1項)

第(４３条の３の２３第１項

保安規定認可設計及び工事計画認可・届出○保安規定遵守義務(第43条の3の24第4項)○劣化管理措置義務（新第43条の３の32第８項）

廃止措置計画認可(第43条の3の3４第２項)

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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）
現行制度と新制度<現行制度>

30年目

40年目

60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

10yrs

<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
3１ 原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）（３）
高経年化した原子炉に係る安全規制制度（現行と新制度案）
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

新制度案

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

4１ 原子炉等規制法改正（高経年化した原子炉の規制改正）（４）
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、計画期間

劣化管理に関する方針及び目標＊

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

劣化評価の方法及びその結果
・劣化状況把握のための点検（通常保全＋特別点検（40年目））
・劣化評価の方法
・劣化評価の結果

添付書類
・劣化状況の把握のための点検に関する説明書
・劣化評価に関する説明書（サプライチェーン等の評価を含む）
・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
・その他必要と認めるもの

劣化を管理するために必要な措置
・長期保守管理方針（追加保全）
・劣化管理プログラム（サプライチェーン等の管理を含む）

劣化管理に係る品質マネジメントシステム＊
・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

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２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（１）
法改正の過程での「設計の古さ」に関する議論の経緯
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
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２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（２）技術の旧式化（Technological Obsolescence）
SSG-25(Guidance on Periodic Safety Review)
AgeingPhysical ageing

Non-physical ageing（obsolescence）

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

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)7

２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（３）
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（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

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

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。

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２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（４）
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

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２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（５）「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
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２ 「設計古さ」について（規制委員会での議論）（６）「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。

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３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（１）
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
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３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（２）
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

13３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（３）
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【論点３ 「設計の古さ」への対応】（略）③PSRのあり方については、論点３で合わせて議論

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３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（４）
安全性向上評価の個別の見直し事項（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

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「設計の古さ」への対応

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）(1) プラント設計(2) 構築物、系統及び機器の状態

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(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

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

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３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（５）
安全性向上評価におけるＰＳＲ（定期安全レビュー）のあり方 （個別の見直し事項）＜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

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「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（６）
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

建設許可申請書＋ PSAR
申請

運転認可申請書＋ FSAR

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)17３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（７）「設計の古さ」への対応 ～ 議論のポイント

原子炉安全基本部会・核燃料安全基本部会において、ご議論いただきたい事項は以下のとおり。

① 対応を要する「設計の古さ」とは、どのようなものか（何と呼称すべきかも含む）② 「設計の古さ」のうち、安全性向上評価の枠組みで対応すべきものは何か③ 「設計の古さ」を安全性向上評価の中で対応する場合、どのように行うべきか18

３ 「設計古さ」への対応（炉安審・燃安審での検討）（８）
検討スケジュール（案）

第１回（令和５年４月２６日）
・想定される論点や今後の議論の方向性
第２回（令和５年８月２５日）
・第１回の議論の整理、深掘り
・「設計の古さ」への対応※第２回又は第３回の実施後に両部会長と原子力規制委員会との意見交換を実施
第３回（１１～１２月上旬？）
・ここまでの議論を踏まえた事務局案の提示
第４回（令和６年２～３月？）
・第３回目までの意見を踏まえた議論を継続※第３回又は第４回で事業者から意見を聴取

第５回（令和６年６～７月？）
・運用改善に関する助言案の議論
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４ 「設計」に着目して（私見）（１）
原子力発電所の安全性向上のための定期的な評価に関する指針：2015（日本原子力学会標準） いわゆるPSR+

付属書E （参考）
安全因子レビューにおける好ましくない所見の例
E.1 プラント設計に関する例
a) PSR+における最新の技術的知見の反映プロセスの確認において、設計へ新技術知見を反映することがなされていなかった。また、その仕組みも構築されていなかった。（略）解説２ 新規制定に当たってｂ）今までのPSRの実効性に係る分析と反省（略）実効性の観点から、分析すると、・（略）最新プラント・最新の技術的知見との比較においては、相対的に劣化している可能性があるが、比較の基準があいまいなため、事業者は適切に対応出来ていると判断する可能性がある。最新知見の反映検討は常に行うべき日常管理にかかる仕組みの抜け、不作為をPSRで指摘は出来ていなかった。
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４ 「設計」に着目して（私見）（２）○「設計」とは？
「（定義）設計（デザイン）は機能空間（抽象）の点を属性（実体がもつ性質）空間の点へ移す写像である。注）」 を用いてみます。

○「設計の古さ」とは？ 定義は？ 「古い設計」の集合体？ 「古い設計」なら定義可能？
・機能空間（要求性能：A(t)）を特定した上で、写像（設計：X(t)）や属性空間（実現性能：B(t)）の比較？
・要求性能A(t)が一定でも設計X(t)の集合は拡大する（例：イノベーション）。
・要求性能A(t)は時が進む（経年化する）につれ拡大する。
・A（ｔ）が拡大し、X(t)が拡大するのだから実現性能B(t)も時が進むほど拡大する。
・設計X(２０２３)の集合と比較して、設計X（２０１１）の集合が古い設計？足りなかっただけ？
・選択する要求性能が変わるから、設計の選択も変わるのでは？
注）（参考文献）吉川弘之（２０２０）「一般デザイン学」

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４ 「設計」に着目して（私見）（３）◎例えば、概念を整理した上で、特定の要求性能（機能空間）と設計（写像）と実現性能をタイムスタンプ入りで並べて比較して、議論を重ねることから始めることが必要ではないか？
属性空間（化学的性質、機能空間
物理的性質、（要求性能）
写像
機械的性質
Areg(t)A(t)（設計）など実現性能）
X(t)
B(t)
このような比較が可能なのではないか（just idea)。

○規制要求Aregは要求性能Aの部分集合。 要求性能
そのアップデートはバックフィットによって、継続的に行われるようになってきた。
Areg(2023) – Areg(2011) = [Back Fit]

高圧に耐える容器◎Aregを除く要求性能Aのアップデートは？

設計
格納容器A（製造：○○年）
・材料設計（シール材等）
・溶接方法
・・・・・・・・：○○ｋPa＜アウトプット＞

格納容器B（製造：△△年）
・材料設計（シール材等）

限界使用圧力（Pd)・溶接方法：△△ｋPa原子炉A（運転開始：○○年）における有効性評価＜設計の統合＞
重大事故等対策

環境に放出されるCs137：○○TBｑ＜アウトカム＞

原子炉B（運転開始：△△年）における 環境に放出されるCs137
有効性評価◎存在しているが、未知の設計Xはないか？

限界使用圧力（Pd)・・・・・・・・◎存在しているが、未知の要求性能Aはないか？
◎設計Xのアップデートは？

実現性能：△△TBｑ

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参考資料

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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）

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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５年６月から２年を超えない日

・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

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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
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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

電源系統の一相開放対策

2014.7.9 (実用炉等)
2014.10.29 (再処理)２

有毒ガス防護対策2017.5.1

３

高エネルギーアーク損傷（HEAF）対策

2017.8.8４

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

2017.9.11５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

６

降下火砕物（火山灰）対策

2017.12.14

７

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

８

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

９火災感知器の設置要件の明確化に係る対応

2019.2.13

１０

大山生竹テフラの噴出規模の見直し

2019.6.19

１１

警報が発表されない可能性のある津波への対策

2019.7.31

１２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

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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28

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
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