我が国の検査制度の見直しの基本的考え方と具体的な仕組み
2017年6月14日
原子力規制庁 長官官房
制度改正審議室
金子 修一

１．IAEA安全原則（１／２）
【IAEA 基本安全原則SF-1抜粋】
原則1：安全に対する責任安全のための一義的な責任は、放射線リスクを生じる施設と活動に責任を負う個人または組織が負わなければならない。
【原文】
Principle 1: Responsibility for safety
The prime responsibility for safety must rest with theperson or organization responsible for facilities andactivities that give rise to radiation risks.
1１．IAEA安全原則（２／２）
【IAEA 基本安全原則SF-1抜粋】
原則2：政府の役割独立した規制機関を含む安全のための効果的な法令上及び行政上の枠組みが定められ、維持されなければならない。
【原文】
Principle 2: Role of government
An effective legal and governmental framework forsafety, including an independent regulatory body,must be established and sustained.

2２．現在の日本の安全規制の枠組み【原子力発電所に関する概念図】

供用開始
規制基準

規制機関

適合性確認
認可

許可

基本設計

事業者
•
•

使用前検査

施設定期検査保安検査

詳細設計

設計・工事・改造等保守管理・運転

原子力事業者等に対し安全を確保するための要求事項を示し、その遵守を義務付け。
規制機関は複数の形態の検査により、基準等への適合性の確認、原子力事業者等の保安活動の実施状況の監視を行っている。

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３．IRRS報告書の指摘（検査関係）（１／２）（勧告9）政府は、効率的で、パフォーマンスベースの、より規範的でない、リスク情報を活用した原子力安全と放射線安全の規制を行えるよう、原子力規制委員会がより柔軟に対応できるように、
原子力規制委員会の検査官が、いつでもすべての施設と活動にフリーアクセスができる公式の権限を持てるように、可能な限り最も低いレベルで対応型検査に関する原子力規制委員会としての意思決定が行えるようにするために、検査制度を改善、簡素化すべきである。
変更された検査の枠組みに基づいて、原子力規制委員会は、等級別扱いに沿って、規制検査（予定された検査と事前通告なしの検査を含む）の種類と頻度を特定した、すべての施設及び活動に対する検査プログラムを開発、実施すべきである。
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３．IRRS報告書の指摘（検査関係）（２／２）（勧告10）原子力規制委員会は、不適合に対する制裁措置又は罰則について程度を付けて決定するための文書化された執行の方針を基準とプロセスとともに、また、安全上重大な事象のおそれが差し迫っている場合に是正措置を決定する時間を最小にできるような命令を処理するための規定を策定すべきである。
（提言10）原子力規制委員会は、検査、関連する評価そして意思決定に関わる能力を向上させるため、検査官の訓練及び再訓練の改善について検討すべ
きである。

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４．検討経緯
平成２８年
４／２５：IRRSミッション報告書を受けて、課題への対応について規制委員会にて審議
５／３０：検討チームにて検討開始（随時、原子炉安全専門審査会・核燃料安全専門審査会に状況報告のうえ助言聴取）
１１／２：意見募集の結果を踏まえて、検討チーム中間取りまとめを規制委員会了承（１１／４以降、検討チームの下に設置したWGにおいて詳細検討を継続）
１２／２８：核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の一部を改正する法律案の骨子について規制委員会にて審議
平成２９年
２／１ ：「原子力利用における安全対策の強化のための核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の一部を改正する法律案」について規制委員会にて決定
４／１２：２／７の閣議決定、衆議院（３／１０，１４，１７環境委員会、３／２４本会議）にて審議のうえ可決（附帯決議あり）、参議院（３／３０，４／４，６環境委員会、 ４／７本会議）にて審議のうえ可決（附帯決議あり）等の状況を規制委員会に報告（４／１４公布）（附帯決議では、安全規制の実効性を高めて実質的な安全性を効果的に向上させるための配慮
や、一貫性・予見性・透明性の確保、制度の円滑な移行、制度の継続的な改善の他、検査官の能力管理・人員確保等について指摘されている。）

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５．規制制度の見直しの基本的考え方
基本理念【規制機関】【事業者】

・事業者の安全確保に関する一義的責任が果たされ、自らの主体性により継続的に安全性の向上が図られる・事業者及び規制機関の双方の努力により、より高い安全水準が実現される役割と責任事業者の適合すべき安全上の規制要求を設定
供用開始前は、規制要求に適合していることを各段階において確認
供用開始後は、事業者の規制要求への適合を確実なものとするために保安活動を監視・評価、行政上の措置を実施

規制要求への適合を実現
その状況を確認し、かつ、維持・向上させることにより、安全確保の一義的責任を果
たす

法的枠組み

規制機関の関与の体系（段階的規制の体系による供用開始前の許認可等と、供用開始後の包括的な監視・評
価）

安全確保に係る一義的責任を明確にした体系（事業者検査の実施義務等）

運用のポイント
安全上の重要度に応じた効果的な活動を実現するため、客観的な指標としてリスク情報、安全確保水準データを活用
・学会等で議論された民間規格等を活用するなど、保安活動の透明性を高める
・積極的な情報公開、コミュニケーション
を通じて、保安活動への理解を高める

情報提供

事業者の保安活動の実績に応じた監視、安全上の重要度に応じた評価、行政上の措置を実施するため、客観的な指標としてリスク情報、安全確保水準デー
タを活用

・規制判断の基準やプロセスなどの対応方針を明確にしたガイド文書等を作成・公開して、規制機関による対応の透明性・予見性を確保し、事業者の主体的協調して取組みを促す実施

・積極的な情報公開、コミュニケーションにより、規制機関の活動内容に対する信頼性を高める

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６．規制機関と事業者の関係整理の考え方

供用前

供用期間中

許認可による段階的準備を前提とした使用の原則禁止段階

使用の禁止が解かれ、安全確保の義務が継続する段階

規制機関

守るべき基準を設定し、それに適合していなければ許認可できず、次の段階に進めない。

一つ一つの行動に合格を出すのではなく、被規制者の安全確保レベル全体を監視・評価する。

事業者

許認可を受けなければ、運転を開始できない。

運転・保守管理等を通じて、守るべき基準の満足と安全水準を向上する義務が継続。

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７．規制機関が行う確認の体系
供用開始前

供用開始後

• 作業の進捗に応じた段階的な体系とし、許認可での審査による確認、許認可後の工事等において許認可事項や基準要求が実現されていることの確認を行う。
• 設計との整合性、基準への適合性により安全上の要求が満たされていることを使用容認の条件とする。

• 時期や視点を限定せず全ての保安活動をチェック
• 事業者の一義的責任が十分に果たされているかを包括的に監視・評価できる仕組みに。

確認すべき保安活動の範囲

供用開始前
設計等認可
許可／指定

保安規定認可

供用開始後
廃止措置
計画認可

許認可事項等の実現状況の確認（対応した保安規定変更）

廃棄・運搬等の確認

廃止
措置
終了
確認

監視・評価
品質管理や自主的取組みの実施状況等は、供用開始前
から監視・評価を実施

原子力規制検査により事業者の関係する活動を確認して基準等への適合性を日常的に把握

9８．原子力規制検査に基づく監督（１／４）（総合的な評定の実施プロセス）
原子力規制検査
検査①

検査②

検査③

検査④

被規制者における保安活動の実施、改善、更なる安全性向上の取組
み・・・

事業者検査の実施状況、施設の維持状況、保安措置の実施状況等の検査対象に応じて、評定に結果をインプットできるよう、適時適切に検査を行う。安全確保の水準の指標に係るデータ採取等の状
況も監視。

評価の対象
① 検査における気付き事項② 安全確保の水準の指標の実績（定期的に報告徴収）

通知後の検査では、評定結果での監視程度の他、問題となる事
案の発生箇所に着目するなどにより効果的な検査を計画

個別事項の重要度の評価
法令に違反し、安全影響等が看過できないものは、総合評定を待たずに強制措置の手続きに入る

対応措置

気付き事項等を安全上の重要度で分類※ し、その際、新知見反映等の取組状況についても評価※ 重要度に応じて複数段階に分類（米国では軽微なものから順に緑・白・黄・赤に分類）

結果の通知・公表
検査結果・評定結果（各々の重要度の評価や評価理由、良好事例の情報を含む）

強制措置
許可取消等や措置
命令、報告徴収等

指導等
良好事例の情報共有、改善の提言等（適時）

プラントごとの総合的な評定
個別事項の重要度評価を踏まえて、プラントごとに監視の視点ごとの取組状況を評価するとともに、横断的分野のプラント間での状況を踏まえて総合的に被規制者の取組状況を評価（暫定評価結果を被規制者に通知するとともに公開会合で意見を聴取）

監視程度設定良好な状態での緩和、改善が必要な状態での強化等10８．原子力規制検査に基づく監督（２／４）（監視・評価の視点の設定）
原子炉等規制法（目的）第一条 この法律は、原子力基本法（昭和三十年法律第百八十六号）の精神にのつとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られることを確保するとともに、原子力施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質、核燃料物質及び原子炉による災害を防止し、及び核燃料物質を防護して、公共の安全を図るために、製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関し、大規模な自然災害及びテロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な規制を行うほか、原子力の研究、開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために、国際規制物資の使用等に関する必要な規制を行
い、もつて国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。

監視領域（大分類）

放射線安全

原子力施設安全核物質防護

監視領域（小分類）･･･発電用原子炉の場合（上記大分類を、深層防護の考えを踏まえ、事業者のパフォーマン
スを監視・評価するための詳細の小分類として以下の７つを設定
する。）

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

重大事故等対処
及び大規模損壊対処

公衆に対する
放射線安全

従業員に対する
放射線安全

核物質防護
【核セキュリティ文化醸成活動、安全文化とのインターフェースに係る活動を含む。】

横断領域（安全確保や核セキュリティを達成する様々な活動にとって共通的に重要な要素（横断領域）として、この活動を担う組織と個人が確実に活動を行うことができる基本となる①価値認識、②遂行能力、③業務プロセスを取り上げ、それぞれ①「安全文化醸成活動（核セキュリティとの調和に係る活動を含む。）」、②「要員の業務遂行能力」、③「問題の把握と解決」を設定する。）
安全文化醸成活動（核セキュリティ文化とのインターフェースに係る活動を含む。）
要員の業務遂行能力
問題の把握及び解決

11８．原子力規制検査に基づく監督（３／４）（供用開始後の監視・評価のイメージ）
原子力規制検査（新設）における対象
原子力規制検査【第６１条の２の２】○使用前事業者検査の実施状況〇定期事業者検査の実施状況○施設の技術基準適合性維持の状況〇核原料物質使用者の技術基準の遵守状況〇保安規定に基づく措置の実施状況〇核物質防護規定に基づく措置の実施状況〇廃止措置計画に基づく措置の実施状況〇閉鎖措置計画に基づく措置の実施状況〇クリアランスに係る放射能濃度の測定・評価〇保安のために必要な措置、防護措置の実施状況

時期
保安措置の範囲を設計、工事及びそれらの品質管理の段階に拡げ、許可／指定後から切れ目なく供用開始後を通して監視・評価を行う。
評価結果の公表等は定期的に行う（四半期に一度程度を目安）。
等

監視・評価の結果によるアクション
罰則（第７８条から第８３条まで）
許可／指定の取消し、運転停止命令（第４３条の３の２０、第２０条等）
保安措置、防護措置命令（第４３条の３の２３、第２１条の３等、他）
助言、指導、勧告等（行政指導）

検査結果に基づく総合的な評定・プラントごとに実施・公表
・評定結果の検査へのフィードバック
・最新知見も踏まえた事業者の改善取り組みも勘案

12８．原子力規制検査に基づく監督（４／４）（個別事項の重要度評価の実施プロセス）• 現行の保安検査における事務所レベルでの指導、原子力規制委員会に諮ったうえでの行政指導、法令に基づく命令、許可取消し等の対応措置の段階を念頭に、気付き事項に係るリスク情報を活用した評価プロセスも段階に応じたものとする。
より専門的な検討を含む対応

検査官によるオンサイトでの対応
被規制者による改善措置等の対応で完結する領域

気付き事項（事故故障等報告案件等を含む）
その場で口頭注
意・指導、必要に応じ文書手交緊急性、重要度、
水平展開の必要性等を踏まえて個別に検討を進めるか、
四半期でとりまと
めるか判断

支援時点か
専門検査官等により安全影ら随時検討

響を詳細に分析（PRA手法
等を活用）し、対応措置の必要性を検討

違反の有無、安全への関連が軽微か確認
安全影響が想定される分野を特定し問題提起する と と もに、被規制者の見解を聴取

検査結果報告書／事象
評価書（仮称）に事象の概要（処置状況等を含む事実関係）、問題点、
安全影響、被規制者見
解等を記載

規制機関による対応措置を検討する必要のある領域

専門検査官
等が適宜支
援

被規制者に暫定の結果として通知し、被規制者から見解文書を受けるとともに公開会合にて異論等の意見を聴取（必要に応じ追加情報
踏まえて再評価）
原子力規制委員会において重要度を決定急を要する場合
は、速やかに委
員会で審議
強 制措 置が 不 要
な 場合 （ 監 視のみ） 等 は 安 全確
保 の水 準の 指 標によ る 評 価と 合
わせて審議

対応措置へ

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９．今後の運用検討スケジュール
平成29年

平成30年

平成31年

平成32年

当面検討すべき項目
新たに事業者に義務付ける検査等に関する検討

試運用（事業者の準備状況に応じて段階的に実施）

規制機関による確認時期、確認方法の検討
検査実施要領、規制機関及び被規制者が行う確認時期や内容等の具体化

法施行（適宜）規則案・運用ガイド案等の修正

規則案・運用ガイド案等の作成

制定

試運用版策定検査手数料等の設定の考え方
分類、水準設定の枠組みの具体化

監視評価の対象範囲
監視･評価の実施に係るプロセス、基準の明確化
規制判断に係るプロセス･基準の明確化
監視・評価及び規制判断のプロセスの流れの具体化

政令案等の作成

制度運用に向けての問題抽出と調整制度の体系･運用の継続的改善のあり方
試運用（事業者の準備状況に応じて段階的に実施）

試運用の進め方含めた体系の検討

規則案・運用ガイド案等の作成

実
運
用
開
始

基準の構造や定性的な区分の具体化

リスク情報の活用と事業者の安全確保の実績の反映の仕組み
米国でのPRA
実績等調査

基準設定等の詳細検討

国内データ収集・モデル等の整備（パイロットプラントから順次）試運用へ向けた調整

他プラント展開、試運用時における問題点修正等14

１０．検討内容の詳細などに関する参照サイト○検査制度の見直しに関する検討チーム・ 検査制度の見直しに関するワーキンググループ
http://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/kensaseido_minaoshi/index.html○制度改正審議室面談録
https://www.nsr.go.jp/disclosure/meeting/RRO/index.html○米国NRCのROPの仕組み
http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr1649/○関係資料
・ IRRS報告書
http://www.nsr.go.jp/activity/kokusai/renkei_20160425_01.html
・検討チーム中間とりまとめ
https://www.nsr.go.jp/data/000171604.pdf
・法律案骨子（原子力規制委員会資料）
https://www.nsr.go.jp/data/000174159.pdf
・法律案
https://www.nsr.go.jp/law_kijyun/news/170206_01.html
・付帯決議等（原子力規制委員会資料）
https://www.nsr.go.jp/data/000185100.pdf

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（参考１）事業者の活動に関連する法改正事項（１／３）
〇使用前事業者検査等• 事業者は、設置又は変更の工事をする原子力施設について検査を行い、その結果を記録し、これを保存しなければならないものとすること。
• 事業者は、原子力規制検査により前述の原子力施設が技術上の基準に適合していること等について原子力規制委員会の確認を受けた後でなければ、その原子力施設を使用してはならないものとすること。

〇 溶接検査等についても、使用前事業者検査等として事業者に実施を義務付けることとし、安全確保の責任主体を明確化。
〇 検査の前段にある溶接方法の認可の取得についても、設計及び工事の計画の認可と統合して施設を運用する原子力事業者等が主体となる仕組み。
⇒

核燃料施設等における溶接の基準、検査要求の体系整理が必要。
16

（参考１）事業者の活動に関連する法改正事項（２／３）
〇定期事業者検査• 事業者は、定期に、原子力施設について検査を行い、技術上の基準に適合していることについて確認するとともに、その結果を記録し、これを保存しなければならないものとすること。
• 事業者は、上述の検査が終了したときなどは、その旨を原子力規制委員会に報告しなければならないものとすること。

〇 原子力規制委員会が行っていた施設定期検査は廃止され、事業者が検査を行う。
○ 原子力規制委員会は、原子力規制検査において、定期事業者検査の実施状況を確認していく。

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（参考１）事業者の活動に関連する法改正事項（３／３）
〇原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備• 原子力規制委員会は、原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制が基準に適合するものであると認めるときでなければ、事業の許可等をしてはならないものとすること。
• 発電用原子炉設置者等は、保安規定を定め、原子力施設の設置の工事に着手する前に、原子力規制委員会の認可を受けるとともに、原子力規制委員会は、設置の許可等を受けたところによるもの
でないと認めるときは、認可をしてはならないものとすること。
〇 現行の設計及び工事に係る品質管理技術基準規則については、許可基準に格上げすることとなる。
〇 許可事項としては、現行の保安規定での品質保証計画について一般化した形での運用となる。
○ 保安規定は、建設時の設計及び工事も対象とすることになり、施設管理の全体を体系立てて実施していくこととなる。
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（参考２）供用開始前の検査のイメージ• 許認可事項・基準要求に適合していることを確認し、確認できたものについて供用開始を認める体系（現行の使用前検査と同様）とした。
• 確認方法は、認可時に事業者の行う検査等の内容を確認のうえ、その事業者の検査に立ち会
い、又は記録を確認することにより行うものとする。
• 施設の一部の使用を開始しなければ許認可事項・基準要求への適合性を確認できない場合があることを踏まえ、リスク変動が大きな段階（原子炉本体の試運転が必要な場合の燃料装荷、臨界操作）に移行する前に、その後の工程で求められる安全性が確保され、必要な規制要求を満足していることをチェックした上で次の段階に進むことができるという制限をかけるものとしている。
発電用原子炉施設でのイメージ
１．構造、強度、漏えいに係る試験ができる段階

２．蒸気タービン下半部据付け・補助ボイ
ラー組立て完了時

３．燃料挿入できる段階

４．臨界反応操作できる段階

５．工事完了時
（試験運転
時）

燃料体外観
検査等

炉心配置確認
検査、停止余裕確認検査等

総合負荷検査等

事業者の検査非破壊・漏えい検査、系統作動検査等事業者の操作
系統構成等

燃料装荷

臨界操作

規制機関の確認①要領書の事前確認②事業者の検査に立ち会い③事業者の検査の記録を確認

同左
問題なければ燃料装荷を認
める

同左
問題なければ
臨界操作を認
める

同左
問題なければ使用を認める 19

（参考３）制度見直し後の定期検査時の監視イメージ• 発電用原子炉設置者は、定期的に技術基準適合性を確認するとともに、炉心性能を確保する
ため、原子炉を停止し、設備の保守点検、燃料取替え等を行い、定期事業者検査等により状態を確認のうえ、原子炉を起動し、運転を再開している。
• 規制機関は、これまで施設定期検査、定期安全管理審査及び保安検査によって確認してきた事項を新たな監視・評価の仕組みの下で継続的に確認する対象とし、原子炉起動前及び全ての定期事業者検査が終了した段階では、その時期を確認するため事業者から報告を求め、公表するものとする。
保全計画に基づく保守点検（装荷前）
原子炉
停止操作

燃料取出し

（非破壊・漏えい検査、系統作動検査、
燃料体外観検査等を含む）※

燃料配置計画作成（取替炉心の安全性・安定性の評価） （評価は運転中にも実施）※

燃料装荷

炉心配置確認検査
停止余裕確認検査、他

現在の施設定期検査の確認範囲
現在の定期安全管理審査の確認範囲
現在の安全上重要な保安検査の確認範囲

起動操作
前確認

事業者からの報告・規制機関により公表

原子炉
起動操作

総合負荷検査事業者からの報告・規制機関により公表

報告の遅延、虚偽報告等に対しては罰則を整備

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（参考４）米国ROPにおけるPIの例• PI項目（PWRの例）
原子炉安全

放射線防護

安全保障

ｽﾄﾗﾃｼﾞ

ｺｰﾅｰ
ｽﾄｰﾝ

起因事象

緩和系

バリア

緊急時計

従業員

健全性

画

被曝

公衆被曝

物理的
防護

計画外
スクラム

ＡＣ電源

ＲＣＳ
比放射能

訓練

被曝管理

所外放出

ｾｷｭﾘﾃｨ
管理

除熱喪失
スクラム

高圧注入
系

ＲＣＳ
漏洩

組織の
参加

検査

検査

入出管理

計画外
出力変化

補助給水
系

検査

余熱除去
系

性能
指標

安全系
の失敗

検査

警報

職務適性

検査

検査

指標数：18個（具体的指標は参考１参照）

検査

21

（参考５）国内の安全確保の水準の指標等の設定案••

米国の運用を参考に、監視の視点ごとに、当該分野の保安活動の状況を定量的に示す指標（仮に「監視領域評価指標」という。）を設定し、傾向が監視できるものとする。
我が国で平成28年度から収集を始めた保安活動の安全に係る指標（仮に「横断領域監視指標」という。）については、規制機関が保安活動の問題点等をより実態に即して早期に捕捉できるようにすることを念頭に設定する。

監視領域
(大分類)

横断領域
監視指標

追加操作
スクラム
計画外
出力変化

閉じ込め
の維持

安全系
不能割合
安全系
故障件数

重大事故等対処及び大規模損壊対処

従業員に対する放射線安全公衆に対する
放射線安全

冷却材中
よう素
濃度

個人線量
超過件数

過剰放出
件数

格納容器
内漏洩

計画外被
ばく発生
件数

放出時監
視機能喪
失件数

作業計画（安全上重要な設備等の計画外
保修件数、保修計画変更件数、作業手順
書変更件数）

訓練実施回数、時間等

リスク管理（施設定期検査期間中のΔＣ
ＤＦの最大値）

予期しない警報発
生数

核物質防護

安全文化醸成活動

（現在情報
収集してい
るものを記
載）

計画外
スクラム

影響緩和

横断領域

核物質防護

問題の把握及び解決

監視領域
評価指標

発生防止

放射線安全

要員の業務遂行能力

監視領域
(小分類)

原子力施設安全不適合管理（発生件数、処置完了時間、不適合再発件数、安全上重要な設備に係る不適合件数、
ヒューマンエラーに起因する不適合件数、不適合のうち水平展開が必要と判断した件数並びに完了す
るまでの期間及び完了件数、直接及び根本原因分析実施件数、集積根本原因分析を要する事象件数）
内部監査（実施回数、指摘事項件数、指摘事項の処置完了時間、処置の期限達成割合、指摘事項の再発件数）
マネジメントレビュー（マネジメントレビュー実施回数、マネジメントレビューによる指示事項件数・指示事項未完了件数
及び再指示件数、発電所長レビューによる指示事項件数・指示事項未完了件数及び再指示件数）
外部機関によるレビュー（実施回数、指摘事項件数、指摘事項の処置完了時間、処置の期限達成割合、指摘事項の再発件数）
安全文化醸成活動に対する評価結果

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（参考６）審査基準に引用されている民間規格の例
日本機械学会

日本電気協会
民間規格の名称
原子炉構造材の監視試験方法（JEAC 4201）

軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査における超音波探傷試験規程（JEAC 4207）
軽水型原子力発電用蒸気発生器伝熱管の供用機関中
検査における渦流探傷試験指針（JEAG 4208）
原子力発電所工学的安全施設及びその関連施設の範囲を定める規程（JEAC 4605）
ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG 4609）
安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC 4620）
原子力発電所における安全のための品質保証規程（JEAC 4111）
原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法（JEAC 4206）
原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC 4203）
原子力発電所耐震設計技術指針重要度分類・許容応力編（JEAG 4601）
原子力発電所放射線遮へい設計規程（JEAC 4615）
原子力発電所の保守管理規程（JEAC 4209）

引用元
技術基準解釈第14条、第22条
別記1、別記6
亀裂解釈

民間規格の名称
発 電 用 原 子 力 設 備 規 格 設 計 ・ 建 設 規 格 （ JSME S
NC1）
発電用原子力設備規格 材料規格（JSME S NJ1）
発電用原子力設備規格 溶接規格（JSME S NB1）

（維持規格）
発電用原子力設備規格 維持規格（JSME S NA1）
技術基準解釈第2条、別記2
技術基準解釈
第35条
技術基準解釈第35条
保安規定審査基準
技術基準解釈第14条、第22条、
別記1
技術基準解釈第21条、第44条
技術基準解釈別記2
技術基準解釈第42条
保安規定審査基準

技術基準解釈：実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則の解釈（平成25年6月19日 原規技発第1306194号 原子力規制委員会決定）
亀裂解釈：実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈（平成26年8月6日 原規技発第1408063 号 原子力規制委員会決定）
使用済燃料技術基準解釈：使用済燃料貯蔵施設の設計及び工事の方法の技術基準に関する規則の解釈（平成28年2月15日 原規技発第1602151号 原子力規制委員会決定）
保安規定審査基準：実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準（平成25年6月19日 原規技発第1306198 号 原子力規制委員会決定）

発電用原子力設備規格 コンクリート製原子炉格納容
器規格（JSME S NE1）
発電用原子力設備規格 設計・建設規格 事例規格
発電用原子力設備における「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮」（JSME S NC-CC-002）
発電用原子力設備規格 設計・建設規格 事例規格
過圧防護に関する規定（JSME S NC-CC-001）
発電用原子力設備規格 設計・建設規格 事例規格
設計・建設規格2005年版「管の設計」（管継手、フランジ ）の JIS規格年 版の読替 規定（ JSME S NC-CC003）
発電用原子力設備規格 設計・建設規格 事例規格
設計・建設規格2005年版付録材料図表のJIS規格年版の読替規定（NC-CC-004）
配 管 内 円 柱 状 構 造 物 の 流 力 振 動 評 価 指 針 （ JSME
S012）
配 管 の 高 サ イ ク ル 熱 疲 労 に 関 す る 評 価 指 針 （ JSME
S017）
発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 周方向
欠陥に対する許容欠陥角度制限の代替規定（JSME S
NA-CC-002）
使用済核燃料貯蔵施設規格 金属キャスク構造規格（JSME S FA1）

引用元
技術基準解釈第2条他
技術基準解釈第17条他
技術基準解釈第17条他
技術基準解釈第21条
亀裂解釈
技術基準解釈第17条、別記4
技術基準解釈第17条、第20条

技術基準解釈第17条、第20条
技術基準解釈第2条、別記2

技術基準解釈第2条、別記2
技術基準解釈第14条、第19条
技術基準解釈第19条
亀裂解釈

使用済燃料技術基
準解釈第6条他

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（参考７）米国ROPの概要（１／６）
NRCは、原子力発電所のパフォーマンス評価のために実施してきた複数の従来のプログラムを統合し、パフォーマンス指標（PI: Performance indicators ）及び検査の知見から規制対応を判断する包括的な原子炉監督プロセス（ROP: Reactor Oversight Process）を2000年4月から開始した。
検査、PIとも規制上着目すべき７つのコーナーストーン（CS：Corner stones）で整理。
監視や検査の結果、事業者のパフォーマンスの低下が確認された場合、その重要度に応じ、追加検査、確認措置文書（Confirmatory Action Letter）の発行などの措置をとる。
規則違反又は公衆の健康や安全に重大な影響を及ぼし得る状況の存在が確認された場合、民事制裁金（
Civil Penalties）の賦課、施設運用停止、許認可変更、停止若しくは撤回などの措置が可能。
① リスク情報を活用した基本検査（Risk
Informed baseline inspections）
全発電所を対象に最低限必要とする項目を決まった頻度で行う検査。
② プラント個別の追加検査（Supplemental
inspections）
基本検査の結果、またはパフォーマンス指標（PI）の評価結果からリスク上重要な問題が明らかになった場合に行う追加の検査。追加の検査は発電所のパフォーマンス評価により3種類に区分される。
③ 一般安全問題検査（Generic Safety
Inspections）
Generic Letter、 Bulletin等で一般安全問題への対応が要求された場合のプラント個別の対応状況の検査。福島対応検査など。（TI*）④事象対応検査(Event Response(SI/AIT/IIT**)) 何らかの事象後の特別検査。
*:TI（Temporary Instruction）暫定検査要領**:SI（Special Inspection）特別検査／AIT（Augmented Inspection Team）拡大検査チーム／IIT（Incident Investigation Team）事故調査チーム

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（参考７）米国ROPの概要（２／６）○ NRCは、事業者の安全文化醸成の取組を
安全規制の対象として扱えるようROPにおける横断的要素を取り込み、2006年7月1日から運用を開始。（赤枠内）

公衆の健康と安全の確保

戦略的パフォーマンス分野
原子炉安全

放射線防護

安全保障

７つのCS
起因
事象

事象
緩和系

バリア
健全性

緊急時
対応計画

公衆被ばく
安全

従業員被ば
く安全

核物質
防護

３つの横断的要素
ヒューマン
パフォーマンス問題を発見・是正する
仕組み

安全を重視した作業環境

ROPにおける７つのCSと横断的要素

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（参考７）米国ROPの概要（３／６）

略語一覧:① 起因事象

設計

初期設計
改造
DPI= S,SD,T

PI検証

外部要因に対する
防護

構成管理

洪水ハザード火災
ヒートシンク喪失
有毒ハザード
開閉所作業
送電網安定性RII

原子炉停止
機器ラインアップ
PI = SD,RII

運転中機器ラインアッ
プ
RII

PI&R
溢水防護
悪天候防護
火災防護
ヒートシンク性能
保全リスク及び緊急作業

PI検証

PI&R
機器配列
保全リスク及び緊急作業

機器配列、保全リスク及び緊急作業

機器性能

アベイラビリティ
信頼性
保守
PI = S,T,SD,MRV

PI検証
メンテナンスルールの実施

バリア健全性SGTR(蒸気発生器伝熱管破断)
ISLOCA(インターフェ
ースLOCA)
LOCA(小,中,大)
燃料取替/燃料取扱
い設備
RII

PI&R
ISI活動
燃料交換作業PI = 指標S= スクラムT= 過渡変化SD = 停止余裕（将来）RII = リスク情報を活用した検査
MR = メンテナンスルール
PI&R = 問題の特定及び解決
ISI = 供用中検査

手順書の品質順の適切性(保守、試験、運転)PI = S,T,SD

ヒューマン
パフォーマンス

ヒューマンエラー
PI = S,T,SDV

PI検証
PI検証

非定常業務展開

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（参考７）米国ROPの概要（４／６）
検査結果の評価• 検査の結果、初期評価で重要度決定プロセス（SDP：Significance Determination Process）の評価
対象とならないもの（安全上重要でない非常に軽微な違反）を除外、残ったものをSDPで評価する。
• SDPは７つのCSについて規定されている。NRCは、「起因事象」、「緩和系」、「バリア健全性」について、NRC／INLが開発したコード、SAPHIRE（System Analysis Program for Hand-on Integrated
Reliability Evaluations）で評価を行っている。
• 「緊急時対応計画」、「公衆被ばく安全」、「従業員被ばく安全」、「核物質防護」のSDPは、比較的単純なフローに従い、色分けを行う。

検査発見事項の評価決定（色分け）までの流れ

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（参考７）米国ROPの概要（５／６）

SDPの評価基準（例）（IMC0609参照）
起因事象
緩和系
バリア健全性に係るSDPの評価基準（基本的な基準）

SDP区分

定性的評価基準

定量的評価基準炉心損傷頻度変化量⊿CDF

大規模早期放出頻度⊿LERF

赤（安全又はセキュリ
ティ上の高い重要度）

事業者のパフォーマンスについて、供用できない安全裕度の低下を示している。なお、公衆の健康と安全に対する過度なリスクから防止する安全裕度は依然として存在している。

⊿CDF＞10-4＞10-5

黄（安全又はセキュリ
ティ上の相当な重要度）

事業者のパフォーマンスについて、
安全裕度の重要な低下を伴っているが、許容できる範囲であることを示している。

10-4≧⊿CDF＞10-5

10-5≧⊿LERF＞10-6

白（安全又はセキュリ
ティ上低～中程度の重要度）

事業者のパフォーマンスについて、許容範囲内であり、安全裕度の最小限の低下を伴っている。

10-5≧⊿CDF＞10-6

10-6≧⊿LERF＞10-7

緑（安全又はセキュリ
ティ上最も低い重要度）

事業者のパフォーマンスについて、許容可能であり、かつリスク及びその偏差上コーナーストーンの目的を完全に満たしている。

10-6≧⊿CDF

10-7≧⊿LERF

防災、従業員被ばく、公衆被ばく、物理的防護、火災防護、運転員資格再認証の性能などについてはSDP評価フロー図等により評価。

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（参考７）米国ROPの概要（６／６）
事業者の評価結果に応じた追加検査、対応要求命令、認可変更、停止、抹消命令等の措置が体系化されている。
①追加検査の区分評価結果に応じて、追加検査は３つに区分され、それぞれの手順（IP95001、IP95002、IP95003）が策定されている。３つの検査の区分により、それぞれ検査に要する時間が定められている。
（IP95001：40Hr程度、IP95002：200Hr程度、IP95003：3000Hr程度）②罰金
一般的に、罰金は以下のような場合に課される。
安全上の問題を提起しようとする従事者に対する差別又はその他故意の違反
NRCの規制活動に影響を及ぼす行為（例えば、報告違反、プラント変更に対するNRCの承認を受けない、記録維持違反、NRCへの完全かつ正確な情報提出違反）
実際の安全上の影響を伴う事象（制限値を超える
放射線被ばく、制限値を超える放射性物質の放出、緊急時対応時の政府機関への報告違反）。
③規制措置
安全上の重要度がより高い違反行為及び安全上の重要度の低い違反を適度な期間是正しなかったあるいは故意に違反した場合、違反の通知が発行される。 評価結果が最も安全上の重要度が高い「許容不可能なパフォーマンス」に区分された場合、認可変更、停止、取り消しなどの措置がとられる。

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別紙１

別紙２

参議院環境委員会

平成 二 十九 年 四 月六 日

原子 力 利用 に お ける 安全 対 策の 強 化 のた めの 核 原料 物 質 、核 燃料 物 質及 び 原 子炉 の規 制 に関 す る 法律 等の 一 部を 改 正する 法 律案 に 対 する 附帯 決 議

政府 は 、本 法 の 施行 に当 た り、 次 の 事項 につ い て適 切 な 措置 を講 ず べき で あ る。

一 、本 改 正 によ り 国 際規 制 物資 使 用 者間 での 少 量核 燃 料 物質 の譲 渡 し又 は 譲 受け 、国際 規 制 物資 使 用 者に よ る少 量 核 燃料 物質 の 輸

出 入 が 可 能 と な っ た 場 合 、取 引 の 増 加 に 伴 い 核 燃 料 物 質 の 移 動 が 活 発 に な る こ と が 予 想 さ れ 、こ れ に よ り 少 量 核 燃 料 物 質 の 所 在

等 の 把 握 が 煩 雑 に な る こ と も 考 え ら れ る こ と か ら 、少 量 核 燃 料 物 質 の 平 和 的 利 用 が 担 保 さ れ る た め に も 、国 際 規 制 物 資 使 用 者 に係る 計 量管 理 の 強化 及び 効 率化 の 検 討を 速や か に行 い 、 必要 な体 制 を整 備 す るこ と。

二、原 子力 施 設の 廃 止措 置 の実 行 可 能性 を担 保 する た め、廃 止措 置 実施 方 針 の定 期的 な 見直 し・更 新 を発 電 用原 子 炉 設置 者等 に 求
める と とも に 、 あら かじ め 適切 な 公 表の 方法 を 定め た 上 で、 定期 的 に公 表 す るこ と。

三 、中 深 度 処分 を 行 う第 二 種廃 棄 物 埋設 施設 に つい て は 、放 射能 濃 度が 比 較 的高 い廃 棄 物を 数 百 年に も及 ぶ 長期 間 取 り扱 うこと か

ら 、そ の 間 、 事 業 者 に よ っ て 安 定 的 に 事 業 が 継 続 さ れ る よ う 、 当 該 事 業 者 の 体 制 強 化 を 図 る 施 策 の 実 施 も 含 め 、 必 要 な 指 導 ・ 監

督 を 行 う こ と 。 ま た 、事 業 者 に よ る 管 理 終 了 後 に 放 射 性 物 質 の 漏 え い 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て は 、 国 が 責 任 を 持 っ て そ の 対 処に当 た るこ と 。

四、放 射性 廃 棄物 を 取り 扱 う埋 設 施 設の 立地 選 定に 当 た って は、有 害物 質 であ る ポリ 塩 化ビ フ ェ ニル のよ う に、民 間主 導 の処 理 の

計 画 が 頓 挫 し た ケ ー ス も 過 去 に 見 ら れ る こ と か ら 、立 地 選 定 及 び 処 分 が 円 滑 に 進 む よ う 、国 と し て 立 地 の 選 定 に 積 極 的 に 関 与 す

る こ と 。ま た 、放 射 性 廃 棄 物 の 埋 設 の 事 業 を 円 滑 に 実 施 す る た め に は 立 地 自 治 体 及 び 地 元 住 民 の 協 力 が 欠 か せ な い こ と か ら 、 事業者 と 立地 地 域 の合 意形 成 が進 む よ う、 国も 積 極的 に 働 きか けて い くこ と 。

五 、指 定 廃 棄物 埋 設 区域 制 度の 創 設 に伴 い 、発 電 用 原子 炉 及 び試 験 研究 炉 施 設の 規制 基 準策 定 に 向け た検 討 が今 後 進 むこ とと なる

一 方 で 、再 処 理 施 設 等 か ら 生 ず る 放 射 性 廃 棄 物 な ど 、炉 内 等 廃 棄 物 以 外 の 放 射 性 廃 棄 物 の 中 深 度 処 分 に つ い て は こ の 検 討 の 対 象と さ れ て い な い こ と か ら 、 当 該 廃 棄 物 に 係 る 規 制 基 準 に つ い て も 早 急 に 検 討 を 進 め 、 そ の 結 果 を 国 民 に 分 か り や す く 、丁 寧 に 説明す る こと 。

六、原 子力 規 制委 員 会は 、今回 新 設さ れ る第 六 十二 条 の 二の 二の 趣 旨を 踏 ま え、国際 的 な基 準 や 先行 する 海 外事 例 と の整 合を 図 り

つつ 、 バッ ク フ ィッ トの 運 用に 関 す るル ール や 判断 基 準 を明 確化 し 、規 制 化 する ため の プロ セ ス を整 備す る こと 。

七 、今 回 の 検査 制 度 の見 直 しに お い ては 、国際 原 子 力機 関 に よる 総 合規 制 評 価サ ービ ス の指 摘 や 東京 電力 福 島第 一 原 子力 発電所 の事故 の 教訓 を 踏 まえ 、科学 的・ 技術 的 知 見を 基 本に 、国 際的 な基 準 や先 行 す る海 外事 例 との 整 合 を図 りつ つ 、原子 力 安全 規制 の

実効 性 を高 め 、 実質 的な 安 全性 を 効 果的 に向 上 させ る こ とが でき る 規制 体 系 とな るよ う 特段 の 配 慮を 行う こ と。

八 、 原 子 力 規 制 検 査 及 び 総 合 的 な 評 定 に 当 た っ て は 、 国 際 原 子 力 機 関 に よ る 総 合 規 制 評 価 サ ー ビ ス の 指 摘 を 踏 ま え 、安 全 へ の 実 質の影 響 程度 で 判 定す ると い った 考 え 方で 厳格 に 検査 を 行 うと いう 指 摘の 理 念 が実 現さ れ るよ う 実 施す るこ と 。ま た 、見 直 し後 も不断 の 検証 を 行 いな がら 、 継続 的 な 改善 を図 っ てい く こ と。

九 、 原 子 力 規 制 検 査 の 導 入 に 当 た っ て は 、安 全 上 の 重 要 性 や リ ス ク 評 価 に 着 目 し て 検 査 対 象 の 選 定 を 行 い 、 そ の 運 用 や 判 定 の 一 貫

性 や 予 見 性 、 透 明 性 を 確 保 す る 観 点 か ら 、原 子 力 事 業 者 等 と の 緊 密 か つ 継 続 的 な コ ミ ュ ニ ケ ー シ ョ ン を 図 り つ つ 、 そ の 具 体 的 な方法 を マニ ュ ア ル等 で明 確 化す る な どに より 実 効性 あ る 運用 がな さ れる よ う 十分 な体 制 を整 備 す るこ と。

十 、原 子 力 規制 検 査 の運 用 にお い て は高 い能 力 が検 査 官 に求 めら れ るこ と か ら 、同検 査 の運 用 開 始ま でに 資 格付 与 等 の能 力管理 の

仕組 み を整 備 ・ 公表 する と とも に 、 同検 査の 運 用に 必 要 な人 員を 十 分に 確 保 し、 検査 の 実効 性 を 担保 する こ と。

十 一 、規 制 体 系 の 大 幅 な 変 更 を 伴 う 新 た な 検 査 制 度 の 導 入 に 当 た っ て は 、原 子 力 事 業 者 等 の 実 務 を 担 う 現 場 に お い て 過 度 な 負 担 や無 用 な 混 乱 が 生 じ る こ と の な い よ う 、十 分 な 準 備 期 間 を 設 定 す る と と も に 、 そ の 運 用 開 始 ま で に 実 際 の 運 用 の た め の 評 価 ・ 分 析を含 め た十 分 な 検討 を行 い 、新 旧 制 度間 の円 滑 な移 行 に 万全 を期 す こと 。

十 二 、 原 子 力 規 制 委 員 会 は 、原 子 力 規 制 に 関 す る 理 解 と 信 頼 を よ り 一 層 高 め る た め 、 見 直 し 後 の 検 査 制 度 に 基 づ く 取 組 状 況 に つ いて 、国 民 に 分 か り や す く 説 明 す る と と も に 、国 会 に 定 期 的 に 報 告 す る こ と 。 特 に 、 原 子 力 規 制 検 査 及 び 総 合 的 な 評 定 の 結 果 に 当
たっ て は、 根 拠 等含 め明 確 かつ 具 体 的に 国民 に 対し て も 分か りや す く公 表 す るこ と。

十 三 、 原 子 力 規 制 委 員 会 は 、国 際 原 子 力 機 関 に よ る 総 合 規 制 評 価 サ ー ビ ス の 報 告 書 を 真 摯 に 受 け 止 め 、今 回 の 検 査 制 度 の 見 直 し 等に と ど ま る こ と な く 、自 ら の マ ネ ジ メ ン ト シ ス テ ム の 確 立 、 原 子 力 事 業 者 等 と の コ ミ ュ ニ ケ ー シ ョ ン 、高 経 年 化 に 関 す る 認 可 手

続等 に 係る 諸 課 題に 関し て 、迅 速 か つ不 断の 改 善に 取 り 組む とと も に、 そ の 状況 を国 会 にも 分 か りや すく 報 告す る こ と。

十四 、放 射 性同 位 元 素 、放射 線 発生 装 置 及び 核 燃料 物 質 等は 、研 究機 関 、大学 、 医療 機 関 、民間 企 業 等に お いて 幅 広 く使 用さ れ て

おり 、 多様 な 放 射性 廃棄 物 が発 生 し てい る状 況 にあ る こ とか ら、 こ れら の 施 設を 所管 す る関 係 各 法律 にお い ても 、 早 期に 処理 ・
処分 の 合理 化 に 係る 規定 を 整備 す る こと 。

十五 、特定 放 射性 同 位元 素 防護 規 程 の届 出制 度 が創 設 さ れる に当 た り、放 射線 障 害予 防 規程 と の 内容 の重 複 等に よ り、事 業者 か らはセ キ ュリ テ ィ とセ ーフ テ ィの 内 容 が重 複し 混 乱を 来 す ので はな い かと の 懸 念が 示さ れ てい る こ とか ら、事 業者 に 対し 過 度な 負
担を 強 いる こ と とな らな い よう 制 度 を構 築す る こと 。

十 六 、防 護 措 置 の 対 象 と な る 血 液 照 射 装 置 は 現 在 で は 使 用 さ れ な く な っ て き て い る も の の 、同 装 置 を 廃 棄 す る に は 多 大 な 費 用 が かか り 、廃 棄 さ れ ず に 各 施 設 に 保 管 さ れ て い る 状 況 に あ る こ と 等 を 踏 ま え 、防 護 措 置 が 義 務 付 け ら れ る こ と と な る 装 置 の 廃 棄 に 対し、 必 要な 支 援 策を 検討 す るこ と 。
右 決議 す る 。