DRAFT

令和４年８月２２日
第９回 検査制度に関する意見交換会合の事前面談資料
第９回

検査制度に関する意見交換会合
議事次第（案）

１．日 時

令和４年８月２９日（月） １４：００～１７：３０

２．場 所

原子力規制委員会 １３階 Ａ会議室

３．議 題
議題１ 最近の原子力規制検査に関する状況報告
議題２ 検査制度に関する事業者意見議題３ 原子力規制検査における機微情報の取扱い
議題４ 各事業者における CAP システムの運用状況①中部電力株式会社②日本原子力発電株式会社
議題５

事業者/原子力規制委員会が行う検査時に希望するデジタル技術について議題６ 使用施設における重要度評価検討の進め方
議題７ 核燃料施設における CAP 活動の改善
４．配布資料資料１

最近の原子力規制検査に関する状況報告（原子力規制庁）

資料２

検査制度に関する事業者意見（原子力エネルギー協議会）

資料３

原子力規制検査における機微情報の取扱い（原子力規制庁）

資料４―１

CAP システムの運用状況について（中部電力株式会社）

資料４－２

CAP システムの運用状況について（日本原子力発電株式会社）

資料５

事業者/原子力規制委員会が行う検査時に希望するデジタル技術について（原子力エネルギー協議会）

資料６

使用施設における重要度評価検討の進め方（原子力規制庁）

資料７―１

核燃料施設における CAP 活動の改善（原子力規制庁）

資料７―２（JAEA 資料）

参考１

デジタル原則に照らした規制の一括見直しプランを踏まえた原子力
規制委員会の対応（主要部分のみ抜粋）（原子力規制庁）-1-

DRAFT

資料１

最近の原子力規制検査に関する状況報告
令和４年８月 XX 日
原 子 力 規 制 庁
検査監督総括課
趣旨
第８回検査制度に関する意見交換会合（令和４年３月 29 日）以降の原子力規制検査に関する事項として、以下について状況報告する。
１．令和３年度第４四半期及び令和４年度第１四半期の原子力規制検査の結果概要
２．令和３年度の総合的な評定概要
３．原子力規制検査における課題及びその対応

1-2-

DRAFT
１．令和３年度第４四半期及び令和４年度第１四半期の原子力規制検査の結果概要
標記の期間に実施した原子力規制検査における検査指摘事項等の概要は以下のとおり。
令和３年度第４四半期における検査指摘事項等の概要1
No.

1

件名

概要

重要
度

深刻
度

1

泊発電所 代替緊急時対策所非常用循環原子力検査官が、泊発電所管理事務所内に設けられた 緑
フィルタユニットの点検不備
緊急時対策所非常用循環フィルタユニットの点検状況について確認したところ、事業者はよう素フィルタの点検計画を定めておらず、令和４年２月によう素フィルタを交換するまでの 15 年９か月間、よう素フィルタの除去効率を確認する検査を実施していないことが判明した。

SL
Ⅳ

2

柏崎刈羽原子力発電所 モニタリングポ
事業者がモニタリングポスト（以下「MP」という。）測 緑
スト取替工事における低レンジ測定値の 定値のトレンドを１号機中央制御室監視盤にて確認してデータ伝送に係る設計管理の不備いたところ、MP１～６の低レンジ測定値が降雨の影響により上昇していたにもかかわらず、同じ挙動を示すはずの MP７，８，９の低レンジ測定値が低い値のままで推移
していたことを確認した。
事業者が原因を調査した結果、MP７．８．９については
直近に低レンジの検出器及び測定器の取替工事を実施しSL
Ⅳ

原子力安全施設安全及び放射線安全関係に関する原子力規制検査等の結果の委員会への報告資料 https://www.nsr.go.jp/data/000390173.pdf
核物質防護に関する原子力規制検査等の結果の委員会への報告資料 https://www.nsr.go.jp/data/000390578.pdf

2-3-

DRAFTており、この際にテレメータ観測局装置へのパルス送信
周波数が変更されたため測定値の数え落としが発生した
ものと確認した。
3

柏崎刈羽原子力発電所５号機 非常用ガ事業者が中央制御室の操作器によって非常用ガス処理 緑
ス処理系が動作可能であることの確認不 設備（A）入口隔離弁を開操作したところ、開動作しない
備
ことが確認された。事業者による調査の結果、入口隔離弁（A）操作回路の継電器が動作不良であることが判明した。
当該継電器の動作試験が平成 24 年４月に行われた後、
令和４年２月まで行われていなかったことから、その期間に実施した使用済燃料に係る作業の際に、２系統ある
非常用ガス処理設備の１系統（A 系統）が自動起動しない可能性があった。

SLⅣ

4

敦賀発電所２号機 A ディーゼル発電機の事業者は A ディーゼル発電機負荷試験中に、A シリンダ 緑
不適切な保全による待機除外
冷却水ポンプ出口配管フランジ部（以下「配管フランジ部」という。）から水の滴下を確認した。事業者は、配管フランジ部の増し締めを行ったが漏えいの状況に改善は見られず、また漏えいが進展した場合における安全上のリスクを考慮し、当該 A ディーゼル発電機を待機除外とし、運転上の制限を満足していないと判断した。事業者が調査した結果、漏えいした配管フランジ部に誤った仕様のガスケットを令和３年２月に取り付けていたことが原SLⅣ因と判明した。
3-4-

DRAFT5

美浜発電所３号機 不十分な調達管理に
定期試験にため 2 台ある非常用ディーゼル発電機（以 緑
よる A ｰ非常用ディーゼル発電機定期試験 下「D/G」という。）のうち A－D/G を起動した際、中央制中における自動停止
御室に「A ディーゼル発電機トリップ」警報が発信し、自動停止したため、事業者は運転上の制限を満足していな
いと判断した。
事業者は、当初偶発事象と判断したものの、同様の事象
が高浜発電所２号機においても確認されたことから、事業者が追加で原因調査した結果、安全系電源母線切替え操作に伴い、D/G が停止中にもかかわらず、自動同期併入装置が作動して、調速装置の速度設定値が増加することが確認された。この速度設定値増加は、上流側の設計要求
がシーケンス図に反映されなかったことによるものと判
明した。

SL
Ⅳ

6

分析装置等に関する原子力規制検査に対する不適切な対応等

SLⅣ

三菱原子燃料株式会社は、認可を受けた設計及び工事 ―の計画において「変更なし」としていた加工施設の分析装置等に対し、設備の更新又は一部変更工事を実施していたものがあったにもかかわらず、使用前事業者検査では既設扱いとして検査をしていた。また、原子力規制検査において、原子力規制庁の検査官が当該設備の変更工事の有無について質問したところ、変更工事は実施していな
いとの事実と異なる説明を行った上、この説明内容に整合させるため工事検査記録等の不適切な差し替えを行っ

（通知
あり）

た。
4

-5-

DRAFT7

関西電力株式会社大飯発電所における核核物質防護の設備に係る無停電電源装置の必要な機能
物質防護事案（物理的防護）が維持できていなかったもの。
※是正措置済み。

緑

SL
Ⅳ

8

東京電力ホールディングス株式会社福島
車両の入域許可証が、見張人が誤認しやすい様式とな 緑
第二原子力発電所における核物質防護事 っていたこと。
案（出入管理）※是正措置済み。

SL
Ⅳ

5

-6-

DRAFT
令和４年度第１四半期における検査指摘事項等の概要2
No.

2

件名
火災感知器の不適切な設置

概要

重要
度

深刻
度

9

泊発電所

事業者が自主的に令和３年 10 月から 12 月にかけて火 緑
災感知器の設置場所について総点検を実施したところ、原子炉施設の安全上重要な機器が設置されている火災区画において「泊発電所（１、２号炉）の原子炉設置許可申請書（添付書類八）」及び「泊発電所３号機第８回工事計画認可申請書」に明記された「消防法施行規則第 23 条第４項に定められた設置条件に基づき設置すること」を満足していない煙感知器が合計９か所あることが確認され
た。

SL
Ⅳ

10

美浜発電所３号機 工事計画に従った評
令和３年 10 月 18 日から実施した関西電力株式会社美 緑
価・施工の不備による補助給水機能に対す 浜発電所３号機に対する第３四半期火災防護（３年）チーる不十分な火災防護対策
ム検査の際に、原子力検査官が、電動補助給水ポンプエリ
アにおいて、補助給水機能に係る一部の設備に対する火災防護が不十分であることを確認した。
タービン動補助給水ポンプの現地盤並びにＡ系及びＢ系の電動補助給水ポンプの起動盤（以下「制御盤」という。）は、これらの制御盤に火災が発生した場合には補助
給水ポンプを運転制御できない場合があるにもかかわら

SL
Ⅳ

原子力安全施設安全及び放射線安全関係に関する原子力規制検査等の結果の委員会への報告資料 https://www.nra.go.jp/data/000401277.pdf
核物質防護に関する原子力規制検査等の結果の委員会への報告資料 https://www.nra.go.jp/data/000401375.pdf

6-7-

DRAFTず、そのことが評価されずに約 0.6ｍの間隔で横並び一列に設置された制御盤の内部に火災感知設備及び自動消火設備が設置されていない。
また、Ｂ系電動補助給水ポンプの動力ケーブルを収納している電線管が、Ａ系電動補助給水ポンプの電動機の約 1.4m 上部を通過しており、Ａ系電動機の火災時にＢ系電線管内の動力ケーブルを焼損する可能性があるが、当該電線管は１時間耐火シート等で被覆されておらずＡ系
及びＢ系との系統分離は認められなかった。
11

高浜発電所３号機 保守管理不備により
高浜発電所３号機第 25 回定期検査（令和４年３月１日 緑発生したスケールによる蒸気発生器伝熱 ～）において、事業者が蒸気発生器（以下「ＳＧ」という。）
管の損傷事象（法令報告事象）の伝熱管全数の渦流探傷試験を実施したところ、Ａ-ＳＧ
伝熱管２本及びＢ-ＳＧ伝熱管１本において、管支持板部
付近に外面からの減肉（減肉率は、Ａ-ＳＧが約 57％及び判定基準未満、Ｂ-ＳＧが約 41％）が認められた。

SL
Ⅳ

12

東芝マテリアル株式会社 核燃料物質使
東芝マテリアル株式会社（以下「東芝マテリアル」とい 追 加 用施設（政令第 41 条非該当）における核 う。）が令和３年 10 月 12 日に提出した原子炉等規制法に 対 応
燃料物質の管理区域外への漏えい（法令報 基づく報告において、隣接する東芝横浜事業所（非規制対 なし
告事象）象事業所）が平成 26 年３月に水素回収・循環設備の更新作業を実施した際に、管理区域外に漏えいした核燃料物
質により作業員（放射線業務従事者でない者）が被ばくした可能性があることを確認した。
本使用施設は、当初東京芝浦電気株式会社の所管施設
7-8-

DRAFT（昭和 46 年５月 21 日使用許可）であったが、その後、平成 15 年 10 月に分社化して、使用施設のうち管理区域部
分が東芝マテリアルとして使用許可を継承し、使用許可の範囲外であった管理区域外は非規制対象として東芝横浜事業所に継承された経緯（注）がある。
本件は、使用許可において事業者が管理区域境界の内側に設置されたバブラーによりトリウムが完全に除去できるとの評価をしていたものの、結果として、バブラーによって除去しきれなかったトリウムが、東芝横浜事業所が所管する管理区域外に設置された設備に付着し、上記更新作業の際に作業員の被ばくの可能性（事業者の評価
上 0.011mSv）を招いたものである。
（注）東芝マテリアルは管理区域内に設置されたトリウ
ムを取り扱う還元炉、トリウムを除去するバブラー等を含む設備を、東芝横浜事業所（非規制対象事
業所）はバブラーから後の工程となる水素回収・循環装置等をそれぞれ管理していた。
13

高浜発電所３号機 供用期間中検査の一
令和２年 12 月から供用を開始した重大事故等クラス 部不実施による定期事業者検査報告書の １機器に係る供用期間中検査（以下「供用期間中検査」と内容変更いう。）について、事業者は令和４年３月１日から開始する定期事業者検査において供用期間中検査を不実施としSLⅣていたが、その根拠となる供用期間中検査に係る点検計
8-9-

DRAFT
画（以下「点検計画」という。）が未策定であることを同
年４月 14 日に検査官が確認した。
14

中国電力株式会社島根原子力発電所にお身分を証明する書類の偽造に気付かず、確実な確認を 緑
ける核物質防護事案（物理的防護）
行わないまま、周辺防護区域等の入域許可証を発行していたもの。
※是正措置済み。

SL
Ⅳ

9- 10 -

DRAFT
２．令和３年度の総合的な評定概要
評定の概要3は以下のとおり。
本評定結果に基づき、令和４年度の検査計画については、①及び②の区分の施設に対しては通常の基本検査を行う。
③の施設については、追加検査を継続する。また基本検査は、サンプル数を増やし、核物質防護のチーム検査を４回とする（昨年と同様）。
①検査指摘事項が確認されなかった施設（86 施設）○検査指摘事項が確認されず、安全実績指標は年間を通じて「緑」4であった。
○また、各監視領域での活動目的の達成に向けた改善活動には、特段の問題は確認されなかった。
○対応区分は年間を通じて第１区分であり、各監視領域における活動目的を満足しており、パフォーマンスの劣化が生じても自律的な改善が見込める状態であると評価する。
②検査指摘事項の重要度「緑」、深刻度「ＳＬⅣ」が確認された施設5（36 施設）○検査指摘事項が確認されたが、重要度及び深刻度が「緑、ＳＬⅣ」であり、
安全実績指標は年間を通じて「緑」であった。
○また、各監視領域での活動目的の達成に向けた改善活動には、検査指摘事項の是正活動も含めて、特段の問題は確認されなかった。
○対応区分は年間を通じて第１区分であり、各監視領域における活動目的は満足しており、パフォーマンスの劣化が生じても自律的な改善が見込める状態であると評価する。
③東京電力ホールディングス株式会社柏崎刈羽原子力発電所（7 施設）○検査指摘事項が確認されたが、重要度及び深刻度が「緑、ＳＬⅣ」であり、
安全実績指標は年間を通じて「緑」であった。同発電所は、令和２年度に第４区分となり、令和３年度においても追加検査が継続している。このため令和３年度においても対応区分は年間を通じて第４区分であり、各監視領域
における活動目的を満足しているが、事業者が行う安全活動に長期間にわたる又は重大な劣化がある状態であると評価する。

3

令和３年度の総合的な評定の委員会資料 https://www.nsr.go.jp/data/000391374.pdf
核燃料施設等の安全実績指標は「追加対応なし」。また、建設中で報告すべき安全実績指標の値がない
施設及び政令第４１条非該当施設等を含める。
5
核燃料施設等については、重要度及び安全実績指標は「追加対応なし」。また、深刻度評価のみ行った案件を含める。
4

10- 11 -

DRAFT
３．原子力規制検査における課題及びその対応
令和４年 7 月 13 日の原子力規制委員会において、原子力規制検査における課題及びその対応を報告した（別紙）。

11- 12 -

DRAFT

別紙
資料３

原子力規制検査における課題及びその対応
令和４年７月１３日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、原子力規制検査における課題及びその対応について報告するものである。
２．課題及びその対応方針
原子力規制検査の２年間の運用経験を踏まえ特定した、検査手法や検査官の能力向上等に関する課題及びその対応方針は以下のとおり。これらの事項については、検討を進め、その進捗に応じて原子力規制委員会に対し報告する。
〇検査手法、検査対象に関する課題及び対応（１）横断領域に係る検査
各監視領域に共通的に重要な要素である横断領域に関する検査で発見した懸念事項について、原子力規制検査でどのように取り扱うかについては、運用開始時から検討課題となっている。
米国ＮＲＣの動向の調査、品質マネジメントシステムの運用に関する検査及び東京電力柏崎刈羽原子力発電所への追加検査における行動観察の実績等を踏まえ、検査ガイドの制定や実施体制の検討を行う。
（２）核燃料施設等の重要度評価手法の整備
核燃料施設等は多種多様であるため、同施設の重要度評価手法について継続的に検討を重ねており、昨年度はウラン燃料加工施設について
重要度評価手法の整備を行った。
続いて、使用施設の重要度評価手法の検討・整備を行う。
（３）確率論的リスク評価（ＰＲＡ）モデルの改善及び範囲拡大
原子力規制検査に活用するため、事業者が作成したＰＲＡモデルの適切性について確認を行っている。適切性確認の状況は以下のとおり。

1 / 4- 13 -

DRAFT
レベル１ＰＲＡ
適切性確認済：伊方３号機、大飯３・４号機、玄海３・４号機
適切性確認中：高浜３・４号機、川内１・２号機、柏崎刈羽７号機
適切性確認予定：美浜３号機、高浜１・２号機
レベル１．５ＰＲＡ
適切性確認済：伊方３号機
適切性確認中：大飯３・４号機、高浜３・４号機、玄海３・４号機、
川内１・２号機
適切性確認予定：柏崎刈羽７号機、美浜３号機、高浜１・２号機
引き続き、ＰＲＡモデルの適切性確認を進めつつ、日米間の機器故障率に関する差異の要因について事業者と議論を進める。また、事業者のＰＲＡモデルに係る海外専門家によるレビューへの対応状況を確認する等のＰＲＡモデルの改善及び火災・地震等の外部事象や原子炉停止時へのモデルの範囲の拡大を事業者に対して求めていく。
（４）事業者の機微情報へのアクセスの手順の明確化
原子力規制検査において、事業者が厳格に管理している電力共通研究の結果や事業者内の内部通報に関する情報を入手する場合、その手順が明確になっていなかったことから情報の入手に時間を要する事例があった。
こうした事業者が保有している機微情報へのアクセスの手順について、事業者と議論する。
（５）設計管理及び火災防護に係る検査の改善
設計管理のチーム検査においては、検査対象を安全上重要な設備に関する新設・改造工事に限定しているが、安全上重要な設備自体を検査対象とし、過去のパフォーマンス履歴等を含め様々な観点から検査を行い、様々な記録やデータ等の裏付けのもとで設計根拠となる性能等が維持されていることを確認すべきと考えている。
また、火災防護のチーム検査においても、単に形式的な違反を確認するだけではなく、火災ハザード解析（ＦＨＡ：Fire Hazard Analysis）
や安全停止解析(ＳＳＡ：Safety Shutdown Analysis)の結果を活用す
るなど、より技術的に深い検査を行うべきと考えている。
このため、これらのチーム検査について、今後２年程度かけて改善等
2 / 4- 14 -

DRAFTを検討する。まずは、米国ＮＲＣへ検査を担当する職員を派遣して、設計管理や火災防護関連の具体的な検査手法等について経験を積み、その上で検査ガイド等を作成し検査の試行を行う。
（６）リスク情報を踏まえた、設計及び工事の計画に係る手続き（設工認）及び使用前事業者検査の対象範囲についての検討
四国電力株式会社から、設工認及び使用前事業者検査の対象範囲にリスクの観点を組み込むことについて、第８回検査制度に関する意見交
換会合（令和４年３月 29 日）にて提案があった。
設計及び工事の計画に記載する内容や事業者検査の対象範囲が十分に整理されていない現状を踏まえ、検査制度に関する意見交換会合や面談等にて事業者からなされる具体的な提案等も踏まえつつ、対応を検討する。
（７）政令 41 条非該当使用者1における放射線測定機器の校正
ＲＩ法施行規則2の改正により導入された放射線測定機器の第三者機関による校正について、原子炉等規制法の規制対象事業者等のうち政令 41 条非該当使用者を除いては、保安規定及び「原子力事業者等における使用前事業者検査、定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド」（以下「保安措置ガイド」という。）にて措置している
が、政令 41 条非該当使用者に対しては保安規定がないため、放射線測定機器の校正に係る運用について明確化する必要がある。
このため、保安措置ガイドに政令 41 条非該当使用者に対する当該運用について追記する改正の検討を進める。
〇検査官の力量向上に関する課題及び対応（８）検査官交流
原子力規制検査を実施するため、検査官の力量の維持・向上について
継続的に改善を図っていく必要がある。
稼働していない施設を担当する原子力規制事務所の原子力検査官を、稼働している施設を担当している原子力規制事務所に順次派遣する等、原子力検査官の力量向上を図っていく。
1

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号）第41 条各号に掲げる核燃料物質を使用していない施設の使用者及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第 57 条の７に規定する核原料物質を使用する者
2
放射性同位元素等の規制に関する法律施行規則（昭和 35 年総理府令第 56 号）

3 / 4- 15 -

DRAFT（９）検査指摘事項の判断の参考事例集の整備
原子力規制検査の運用開始から２年が経過し、これまでの検査指摘事
項の事例などが蓄積されてきた。
そのため、今年度、検査官の判断の参考に資する検査指摘事項を集めた参考事例集の整備を行う。
（10）核物質防護分野に関する検査官の力量向上
核物質防護の検査を担当する核物質防護対策官を順次、原子力規制事
務所に配備しているところ。
これに加え、原子力安全を担当している検査官に対しても、核物質防護分野に関する力量向上を図る。
〇検査結果等の発信に関する課題及び対応（11）立地地域自治体等の関係者とのコミュニケーション
現在、原子力規制検査の結果については、原子力規制事務所長や地域
原子力規制総括調整官が立地地域自治体や地域の実情に応じた会議体において説明を行っているところ。
立地地域自治体等と相談しながらより良いコミュニケーションについて検討を行う。
（12）総合的な評定の在り方
これまで令和２年度及び令和３年度の原子力規制検査結果に基づき、総合的な評定を実施しているが、令和４年度第 12 回原子力規制委員会（令和４年５月 25 日）において、総合的な評定の内容について継続的に改善するよう指摘があった。
このため、次回評定に向け、内容がより「総合的」に相応しいものとなるよう検討を行う。

4 / 4- 16 -

DRAFT

資料２

8月22日ドラフト

第9回検査制度に関する意見交換会合

検査制度に関する事業者意見

原子力エネルギー協議会（ATENA）- 17 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

はじめに

DRAFT

1

 新検査制度が始まって2年余りが経過し、事業者側もフリーアクセスの検査への理解が進んできているとともに、総じて効果的にコミュニケーションできていると考えている。
 2021年度第4四半期、2022年度第1四半期の規制検査運用状況における課題と、
第8回検査制度意見交換会合（令和4年3月29日）での提案事項について、意見を述べる。
 合わせて、事業者/NRAが行う検査時に活用するデジタル技術について規制上の課題等を意見聴取したいとの依頼に関し、検査制度の観点から事業者意見を述べる。
①規制検査の運用→２3②第8回検査制度意見交換会合における提案事項→4 5 6③事業者/NRAが行う検査時に希望するデジタル技術について→7- 18 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

規制検査の運用
課題

DRAFT

2
意見

チーム検査の日程調整
 チーム検査のスケジュールはいつまでに事業者
 チーム検査は実施予定の四半期が年度初めに公表されに連絡するといった目安（例えば実施３ヶ月
るが、詳細な検査日程までは分からない。あるチーム検査前）を示して頂きたい。
（第3四半期予定）について7月時点でNRAから連絡がないため事業者から問い合わせたところ、12月に予定しているとのことであった。数週間かけて行うチーム検査に対しては他業務との調整や事務手続き（会議室確保等）が発生する可能性もあり、いつまでに日程が判明するといったことが分からないと、見通しが立てづらい。

スケジュール調整
第4四半期
事業者

第1四半期

第2四半期
調整事項フィードバック

1月頃

第3四半期
検査日

年間スケジュールを情報提供
5月頃

NRA

年間計画策定検査3ヶ月前
詳細日程・体制を策定・共有- 19 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

規制検査の運用
課題

DRAFT

3
意見

法定確認と原子力規制検査の一体的な運用
 設工認案件の使用前事業者検査は、原子力規制検査と法定確認（使用前確認）の両方を受けるが、其々で同じ確認を求められるのではな
いかとの懸念がある。

 法定確認と原子力規制検査では法条文が異なるものの、実際の検査内容が重複する部分については、例えば原子力規制検査で事業者からの書面回答を使用
前確認のメンバーとも共有するなど、使用前確認を効率的に実施頂きたい。

検査官内の情報共有
 検査官同士の情報連携がうまくいっていないのではないかと思われることがあった。（検査期間に検査官が新規追加、変更となる場合に前回質問の再回答などを実施した。）

 共通事項（例えば検査体制の独立性など検査全般で共通すること）については各チーム間、同一チーム内
で事業者からの書面回答を共有するなど効率的に実施し、その分を各検査の個別項目に焦点をあてた確
認に振り向けられるよう個々の検査を充実させて頂きたい。

安全装備の配備 検査官の安全装備（胴ベルト型墜落制止用器具、脚絆）の不足分については事業者から貸与している。

 必要な安全装備はNRAにて計画的に配備頂きたい。

- 20 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

4

第8回検査制度意見交換会合におけるNRA提案事項（１）原子力規制検査における電力共通研究の閲覧 事業者が電力共通研究を原子力規制検査に対する説明の根拠とする場合は、原子力規制検査においてその内容を確認する必要があるが、各社との契約の関係で円滑に確認ができない場合があった。
 全ての電力共通研究の結果等について、同研究の実施主体である事業者、プラントメーカー等と原子力規制庁の間で、予め包括的な取決めを定める等して、原子力規制検査で円滑に確認できるようにできないか。

（事業者意見） NRAが検査を行う上で必要と考える研究成果物について閲覧は可能であり、上記事例でも閲覧はその場で実施している。その際に検査官からコピー提供の要望を受け、関係者と成果物開示の調整を行ったため提供までに約1週間後を要したが、規制検査が円滑にできないほど対応が遅れたとは考えていない。このため事業者の対応は現状のままとしたい。
（２）原子力安全に係る内部通報への検査官のアクセス 原子力規制検査において、意図的な不正により SLⅣ（通知あり）と評価した法令違反事案が発生している。
原子力安全に係る内部通報情報については、検査官が直接アクセスすることができないか。
（事業者意見） 法令違反等の申告が各社相談窓口に寄せられた場合、一元的にコンプライアンス部門にて必要な事実調査を行う。検査官が調査状況に直接アクセスすることは、相談者を特定する情報も知り得ることになり、相談者保護の懸念がある。
 原子力安全に係る内容であれば、CRの起票や社内イントラネットに掲示するといった対応を行うことから、そこを起点とし原子力部門を介して検査に必要な情報を求める運用としたい。

- 21 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

5

第8回検査制度意見交換会合におけるNRA提案事項（３）基本検査運用ガイド 設計管理（BM0100）の改善

 設計管理の基本検査運用ガイドでは検査対象を「安全上重要な機器等のうち「既存の安全上重要な構築物、系統及び機器の性能や機能を改善する目的で実施する改造に関する設計」に関する新設・改造工事を対象」としている。一方、米国 NRC の検査手順書” DESIGN BASES ASSURANCE INSPECTION (TEAM)”
では、設備自体を検査対象とし、過去のパフォーマンス履歴等を含め様々な観点から検査を行い、十分な記録やデータ等の裏付けのもとで設計根拠が検討されているのかを確認している。
 米国 NRC と同等の検査を行えるように見直してはどうか。
（事業者意見） 事業者側の対応、準備も必要となることから、ガイド案の検討段階から意見交換させて頂きたい。
（４）軽微／検査指摘事項の判断
 軽微か検査指摘事項かの判断のレベル感を合わせるため、これまで２年間の運用実績から検査指摘事項として判断した事案のいくつかを参考事例として「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008）」に掲載してはどうか。
（事業者意見） 検査指摘事項を単に掲載するだけでは、「軽微」な気付き事項を効率的にスクリーニングアウトし、リソースをより重要なものに集中させるような使い方ができない。
 事業者とNRAで重要度のずれを無くしていくことが重要であり、これまでの検査指摘事項を「検査気付き事
項スクリーニングガイド」に掲載する場合、判断根拠を明確に記載するとともに、当該事象が軽微であると考えられるのはどのような場合かを記載頂きたい。掲載イメージ⇒ 8- 22 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

6

第8回検査制度意見交換会合における事業者提案事項（１）PRA モデル適切性確認の効率化（事業者意見） NRA は事業者から貸与した PRA モデルの適切性を確認した上で検査制度で用いることとしているが、その適切性確認に時間が掛かり過ぎている。どうすれば効率的に進められるか、その方法を議論していきたい。
 適切性確認の実施状況、課題、効率化に向けた提案について添付資料1に示す。
（２）使用前事業者検査対象の考え方（事業者意見） 事業者は、検査制度の見直しに関するWGにおける議論を通じてATENAが策定した事業者検査の対象
選定フローに基づき、各工事ごとに事業者検査の要否を判断している。
 これまでの運用から得られた教訓、及び原子力規制検査における検査官からの意見も踏まえ、使用前事業者検査（施設）の対象選定について改善することを考えており、使用前事業者検査の実施状況は原子力規制検査の検査範囲となっていることから規制庁とも認識合わせを行いたい。
 使用前事業者検査（施設）の対象選定の考え方について添付資料2に示す。
 概要
 現状の判断フローでは、構成品の修理による取替と定期的な点検計画に基づく取替とで、使用前事
業者検査（施設）の対象選定の判断に差異があった。
 また、要目表及び基本設計方針に記載がある構成品のみを使用前事業者検査（施設）としていた。
 今後は、定期的な点検に伴う取替についても、また、要目表又は基本設計方針に名称記載のない
構成品の取替についても、消耗品を除き、仕様変更が伴う場合は使用前事業者検査（施設）の対象とする。

- 23 -

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DRAFT

7

事業者/NRAが行う検査時に希望するデジタル技術について
１．事業者が行う検査時に希望するデジタル技術について

 火力部門等においては現場作業をデジタル技術で補完・代替する取組が進められており、将来的にはこれらの技術分野を原子力にも適用する可能性が考えられる。
（例）巡視点検のデジタル化（センサー・カメラ、ロボット・ドローン）、AI等による異常検知
現状においてこれらの取組を阻害している規制は事業者では確認できていないが、将来このような技術を原子力事業者が採用する場合には、具体的な取り組みがまとまった段階で規制上の問題点がないのか相談に乗って頂きたい。
 電磁的方法により記録を作成する場合、「核燃料物質の加工の事業に関する規則等に係る電磁的方法による保存をする場合に確保するよう努めなければならない基準（原子力規制委員会告示四号）」に基準が規定されているが、解釈が不明な部分について必要に応じ相談に乗って頂きたい。
（例）電磁的記録とは、書面捺印による紙媒体の記録をスキャナを通じて電子化したものであっても正の記録として認められるものなのか？これが認められる場合、①これにより紙記録の廃棄も認められるか？②検査は同電子媒体からの印刷物により実施されるが、これは許容されるか？

２．NRAが行う検査時に希望するデジタル技術について
 現場確認を伴わない規制検査や法定確認は、デジタル技術を活用して効率的に実施頂きたい。
（例） Webベースでの会議、電子データによる書類確認
 検査に係る申請書、報告書は紙版を作成し、手渡し若しくは郵送が必須とされているが、電子申請若しくは電子版のメールによる送付も可能として頂きたい。

- 24 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT8

添付：スクリーニングガイド掲載イメージ
監視領域拡大防止・影響緩和

目的

望ましくない結果（すなわち、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応する系
統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

事例件名
事例

海水トレンチエリアのプルボックス内に設けられた煙感知器の設置方法の不備

1． 海水ポンプの動力ケーブルを納めているプルボックス内において、火災防止のための煙感知器が適切な方法で設置されていなかった。
消防法に基づく設置方法を満足していない。また事業者は、消防法に基づかない設
置であることを理解し感知器メーカと協議をしており、事業者自らが予測し予防措置を講ずることが可能であった

パフォーマンス劣化

検査指摘事項スクリー
ニング

火災の早期感知が出来ず、火災防護対象ケーブルに火災が発生した時に影響を限定できないことは、監視領域の目的に悪影響を及ぼす。

2． 不適切な設置でも技術的に評価が行われており、煙の感知に問題がないと担保され軽微ている場合。
または、当該の感知器に期待しなくとも、他の設備で火災の拡大防止が十分可能と判断できる場合。

1． スクリーニングの判断根拠を明確に記載
客観性のある事例集(案)とする
2． 本事象が軽微であると考えられるのはどのような場合かを記載
軽微な場合と緑判定の場合の境目を明確化・判断の参考とする
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- 25 -

DRAFT

8月22日ドラフト

9

添付資料１
PRAモデル適切性確認の効率化について- 26 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT『事業者PRAモデル適切性確認』実施状況•

10

2019年2月から開始された「事業者PRAモデルの適切性確認」の実施状況は以下のとおり。
プラント

L1PRAモデル

L1.5PRAモデル

伊方３

2019.1.23～2020.2.19（13回）

2019.10.17～2021.3.24（11回）

大飯３／４

2019.9.6～2021.2.4（8回）

2020.7.7～継続中（12回）

玄海３／４

2020.1.30～2021.2.4（８回）

2020.7.7～継続中（12回）

高浜３／４

2021.2.16～2022.6.9（6回）

2020.7.6提出済み（待機）川内１／２

2021.2.16～2022.6.9（6回）

2020.7.6提出済み（待機）柏崎刈羽７

2020.9.10～継続中（17回）

2021.7.27提出済み（待機）高浜１／２

2021.9.21提出済み（待機）2021.9.21提出済み（待機）美浜３2021.9.21提出済み（待機）2021.9.21提出済み（待機）注：確認済み、確認中は適切性確認に関する第1回目と最終回の面談日、待機中は提出日••

適切性確認が進んでいるL1PRAモデルでも、確認済み9基分の平均は約15か月。
確認中が5基分（平均約25か月）、待機中のものが11基分（平均16か月）。

適切性確認に時間がかかり過ぎているのではないか？
- 27 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

PRAモデル適切性確認が時間を要することに係る課題認識

11

＜短期的＞
 定量的リスク情報の活用ができない状態が継続– 原子力規制検査での活用に影響（SDP、検査対象選定、等）– 事業者と検査官との定量的リスクに関する共通理解の醸成に影響＜中長期＞
 今後さらに確認中及び待機中のモデル数が増えるおそれ– 今後、既許可BWRのPRA適切性確認が必要となることに加え、レベル2や停止時等、PRAスコープの拡大が想定されている。⇒ 13– このままのペースでの確認では、待機期間がさらに長期化することが懸念される。

 複数モデル並行確認のため、リソース分散によるさらなる遅延のおそれ– 確認中及び確認待機中のモデル数が増えることで、複数モデルの並行確認が必要となり、リソース分散のため１モデルあたりの確認時間がさらに増加することが懸念される。

 今後の事業者によるPRAモデルへの最新知見反映が遅延するおそれ– 事業者は最新知見を適宜PRAモデルに反映していくが、確認中及び確認待機中モデルへの反映により、確認やり直しになり期間が長期化することが懸念される。

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- 28
11

DRAFT

12

PRAモデル適切性確認の効率化に向けた提案

確認期間の短縮を図るため、適切性確認の効率化が必要。
（１）スケジュールの策定– これまでの適切性確認は、予めスケジュールを定めることなく実施してきたため、現状のように長期間を要しているのではないか。
– 個別PRAモデルの適切性確認について、初号機や同型プラント別にこれまでの成果を踏まえ、確認期間の目標を定めてはどうか。
– 事業者からはPRAモデルの提供が可能になる時期等の情報提供を行うので、上記確認期間を踏まえた
今後３年間（程度）の中期スケジュールを定めてはどうか。

（２）効率化検討のための議論の場の設置– 適切性確認においては、個別PRAモデル毎で差異はあるものの、数百のご質問やご意見を受けており、対応に時間を要している。
– その大きな要素に、質問内容の主旨や要求の根拠が不明で、その確認のためのやり取りに時間を要しているものがある。適切性確認ガイドにあるように、主旨の明確化や規制庁としての根拠等の明確化等を徹底していただきたい。⇒ 1４– また、適切性確認の目的である個別事象の重要度判定に使うことを前提とすれば、規制庁としての根拠や適切性そのものの判断に関する定量的判断基準を設定できないか。 ⇒ 1４
– これらの検討にあたっては、事業者としても案や意見を述べさせていただくなど、貢献していきたいと考えている。
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- 29
12

DRAFT【参考】原子力規制庁で使用するPRAモデルの整備方針（2017年） 13• 原子力規制検査で使用するPRAモデルは、各プラントの特徴を規制上の取扱いに適切に反映させるため、設備状況を踏まえて整備された事業者のPRAモデルの活用を原則とする。
• 事業者のPRAモデルの記述の正確性などを確認し、順次、原子力規制庁
が使用するPRAモデルを整備する。
• PRAモデルを規制庁が整備するのに必要な標準的な期間は、プラント毎に約半年を想定。
• 原子力規制庁が使用するPRAモデルの整備できたプラントから、順次、定量的リスク評価を活用する。
• 各事業者の準備状況に応じ、L1PRA、L1.5PRA、停止時PRA、外部事
象PRAについて計画的な整備を進める。

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- 30
13

DRAFT【参考】原子力規制検査において使用する事業者PＲＡモデルの適切性確認ガイド

14

1. 目的（抜粋）
本ガイドは、（中略）原子力規制検査において定量的なリスク評価を行う際及びリスク情報を取得する際に使用するPRAモデルを確認する方法を示すものである。

3. 適切性の確認の基本的な考え方（抜粋）(1)・・・個別事項の重要度評価において使用することが適切であるかを確認する。

4. 原子力規制検査で使用するPRAモデルの確認フロー(3) ・・・原子力規制庁が PRA モデルの修正が必要であると考える場合には、原子力規制庁から事業者に対して当該修正が必要な箇所、 その理由及び修正案を提示する。

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DRAFT

8月22日ドラフト

15

添付資料２
使用前事業者検査（施設）の対象選定の考え方について- 32 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

経緯

DRAFT

16

 ATENAでは新検査制度導入に際して、事業者検査に関する運用ガイドラインを制定し、事業者はガイ
ドラインを基に各社品質管理図書を定め、使用前事業者検査の要否を判断している。
 運用を進めるにあたり、東電柏崎刈羽のモニタリングポストの例のように、現在のATENAガイドラインにおいては検査対象外と整理される作業についてご意見をいただいている。
 新検査制度の施行以降の原子力規制検査におけるご意見をもとに使事検範囲について、事業者の考え
方を示す。
ご意見

検討中

原子炉等規制法 43条3の11 使用前事業者検査
発電用原子炉設置者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、設置又は変更の工事をする発電用原子炉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。

- 33 -

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DRAFT

事業者検査の対象選定の考え方

17

 運用ガイドラインでは、設備に係る補修、取替等の実作業について、設備を新たなものに変更する作業として、補修、取替及び改造（設計及び工事）に該当するものは、使用前事業者検査(施設，溶接，燃料体)それぞれの対象選定方針に従って検査要否を判断することとしている。
 なお、設備が有する機能を維持、回復する作業として、点検計画等に基づいて実施するものは、定期事業者検査の対象選定方針に従って検査要否を判断することとしている。
※１：作業を伴わずに設工認手続のみ実施する場合は使用前事業者検査対象となる。

事業者検査に関する基本的な考え方※

補修、取替等の実作業の発生※１※２：保安規定の「運転管理」、「放射線管理」、「放射性廃棄物管理」等の保安活動で必要な機能を担保。
例）化学消防車、放管マスク、大規模損壊対応資機材

No
保安規定のうち「施設管理」以外※２で管理設備に係る作業Yes
ご意見①

設計及び工事か、
点検計画に基づく
作業か※４：応急補修は除く

設計及び工事※４ 使用前事業者検査対象の選定方針に従い、必要なら使用前事業者検査を実施。

点検計画※３に基づく作業※３：点検計画は、点検（劣化の発生、進展等を確認し、機能が発揮できるか確認・評価する行為）の計画であり、機能維持又は機能回復のために実施する消耗品の交換を含む。
例）弁分解点検、軸受取替、電磁弁取替

定期事業者検査対象の選定方針に従い、必要なら定期前事業者検査を実施。

使用前事業者検査（施設）使用前事業者検査（溶接）使用前事業者検査（燃料体）

定期事業者検査※第１回検査制度に係る意見交換会合（2020年8月27日資料）- 34 -

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DRAFT

使用前事業者検査（施設）の対象選定

18

 新検査制度施行以降は、設工認の変更手続きの要否に関わらず「設置又は変更の工事」に対して使用前
事業者検査（施設）が必要となったことを踏まえ、設備の補修、取替及び改造の工事について、以下のフローに従って使用前事業者検査の対象か否かを判断している。
 なお、法に記載の「設置又は変更の工事」は、要目表又は基本設計方針に記載のある設備・機器に係る工事であって、設工認ガイド※に規定される「設置又は変更の工事」に該当するものと解釈している。
※発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイド工事の発生

要目表の変更を伴う工事

要目表に記載される設備に関するもの

No

別表第一に
該当※１

No

工事の発生

基本設計方針に記載される設備に関するもの

基本設計方
針記載内容
の変更

No

運用で管理
する設備
No

Yes

別表第一に
該当※１

ご意見②

Yes

別表第二に
該当する範
囲※２の取替

No

Yes

設備仕様記
載範囲※３
の取替

No

Yes

Yes

Yes

Yes

ご意見②
No

機能・性能
に影響※４

No

Yes

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活動
の範囲で
基準適合
を維持

※１：新実用炉規則別表第一で規定される改造・修理（取替含む）に該当するもの※２：新実用炉規則別表第二で規定される設備（熱交換器・ポンプ・容器等）の仕様（容量・最高使用圧力・
最高使用温度・主要寸法・材料・個数及び取付箇所等）に該当

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活動
の範囲で
基準適合
を維持

※３：当該機器の設備構成に対して要目表を参照した場合に、要目表記載事項に該当する範囲※４：当該機器の設備構成にたいして機能・性能を直接担保する範囲- 35 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

今後の使用前事業者検査（施設）の範囲 【運用の改善】【原子力規制検査におけるご意見】

19＜ご意見①＞修理による取替と、点検による取替は行為が変わらないにもかかわらず判断に差異が出るのはなぜか。
確認すべき機能に影響し得る作業は、全て使用前事業者検査を実施すべきではないか。
＜ご意見②＞要目表や基本設計方針に名称が出ていない構成品であっても、機能を担保するものを新品に交換する場合には、すべからく使用前事業者検査を実施すべきではないか。
【これまでの運用を踏まえた事業者意見】
 今般、モニタリングポストの点検計画に基づく交換作業において、基本設計方針に仕様の記載がない
データ伝送装置を仕様変更した際、周波数設定値の調整不備により伝送機能に不具合が発生した。
 上記事象及び原子力規制検査におけるご意見を踏まえ、作業により設備の仕様変更が生じる際には、新たに技術基準及び設工認への適合を確認すべきと考え、以下のように運用の改善を検討してゆく。
 ＜ご意見①を参照した改善＞ 定期的な点検に伴う取替や定期取替についても、対象機器の仕様変更を伴う
場合は変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。
 ＜ご意見②を参照した改善＞ 要目表又は基本設計方針に名称記載のない構成品の取替についても、仕様変更を伴う場合には変更の工事と考え、使用前事業者検査（施設）の対象とする。（但し、消耗品は除く）
 要目表又は基本設計方針の記載がある場合にも、同等品へ取り替える場合は、一度適合性を確認した設計から変更するものではない（変更の工事に該当しない）と考え、定期事業者検査等で確認する。ただし、設工
認手続きを要する同等品への取替は使用前事業者検査（施設）の対象とする。
 なお、要目表又は基本設計方針に名称記載のない構成品及び仕様変更の定義については、事業者大で共通的な整理が必要であり、引き続き、面談等での議論を踏まえ、運用変更の準備を進めて参りたい。

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DRAFT

使用前事業者検査（施設）の対象とすべき構成品の整理

20

モニタリングポストを例に、要目表及び基本設計方針に名称が記載されない構成品を整理した。
リソースをより重要なものに集中させるという観点から、構成品単位の取替を全て使用前事業者検査（施設）の対象とするのではなく、同仕様品への取替および消耗品については、施設管理に必要な保全行為とみなし、調達管理など施設管理活動のなかで取替後の性能確認を実施する。
柏崎刈羽７号機

固定式周辺モニタリング設備

モニタリングポストの構成品リスト（例）

要目表（抜粋）名称
ﾓﾆﾀﾘﾝ
ｸﾞﾎﾟｽﾄ

検出器
の種類

計測
範囲

警報動
作範囲

NaI（Tl)
ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ

10～10４nGy/h10～10４
nGy/h

個数

9

検討中

基本設計方針（抜粋）（中略）モニタリングポストを設け，中央制御室に計測結果を表示できる設計とする。また，計測結果を記録し，および保存することができる設計とする。
（中略）モニタリングポストで計測したデータの伝送系は，モニタリングポスト設置場所から５号機原子炉建屋内緊急時対策所及び５号機原子炉建屋内緊急対策所から中央制
御室間において有線回線と衛星回線又は無線回線により多様性を有する設計とする。

- 37 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT

仕様変更（同等品）の定義（案）

21

検討中

- 38 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT【参考】モニタリングポストの設備構成

22

検討中

- 39 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT【参考】 事業者検査の対象選定フロー新旧比較
現状

23
変更案

補修、取替等の実作業の発生※１※１：作業を伴わずに設工認手続のみ実施する場合は使用前事業者検査対象となる。

設備に係
る作業
Yes

No

保安規定のうち「施設管理」以外※２で管理※２：保安規定の「運転管理」、「放射線管理」、「放射性廃棄物管理」等の保安活動で必要な機能を担保。
例）化学消防車、放管マスク、大規模損壊対応資機材

検討中
設計及び工事か、点検計画に基づく作業か

設計及び工事※４

使用前事業者検査対象の選定方針に従い、必要なら使用前事業者検査を実施。

点検計画※３に基づく作業

定期事業者検査対象の選定方針に従い、必要なら定期前事業者検査を実施。
※３：点検計画は、点検（劣化の発生、進展等を確認し、機能が発揮できるか確認・評価する行為）の計画であり、機能維持又は機能回復のために実施する消耗品の交換を含む。
例）弁分解点検、軸受取替、電磁弁取替※４：応急補修は除く- 40 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT【参考】 使用前事業者検査（施設）の対象選定フロー新旧比較 要目表に係るもの
現状

24

変更案

工事の発生

要目表の
変更を伴
う工事

No

Yes

別表第一
に該当※１

別表第一
に該当※１
Yes

別表第二
に該当す
る範囲※２
の取替

No

Yes

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

No

No

検討中

Yes

使用前
事業者
検査対象

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活
動の範
囲で基
準適合
を維持

※１：新実用炉規則別表第一で規定される改造・修理（取替含む）に該当するもの※２：新実用炉規則別表第二で規定される設備（熱交換器・ポンプ・容器等）の仕様（容量・最高使用圧力・最高使用温度・主要寸法・材料・個数及び取付箇所等）に該当- 41 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT【参考】 使用前事業者検査（施設）の対象選定フロー新旧比較 基本設計方針に係るもの
現状

25

変更案

工事の発生

基本設計
方針記載
内容の変更
Yes

No

運用で
管理する
設備

Yes

No

設備仕
様記載
範囲※３
の取替

No

検討中
Yes

機能・
性能に
影響※４

No

Yes

設工認
／
使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

使用前
事業者
検査対象

保全活動
の範囲で
基準適合
を維持

※３：当該機器の設備構成に対して要目表を参照した場合に、要目表記載事項に該当する範囲※４：当該機器の設備構成に対して機能・性能を直接担保する範囲- 42 Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

DRAFT
原子力規制検査における機微情報の取扱い

資料３

令和４年８月XX日
原子力規制庁
検査監督総括課• 電力共通研究成果の閲覧について
原子力規制検査において、安全に関する確認を行う中で、技術的根拠として使用しているものについては発電所内での閲覧（提示）を求める。上記内容について可能であれば、予め包括的な合意を文書化して、双方の業務の効率化を図りたい。

• 事業者における内部通報情報への取扱いについて
規制当局として、内部通報情報には原子力安全にかかわらない情報も多く含まれていると考えられることから、基本的には内部通報情報の直接の閲覧を求めないこととしたい。
一方、各事業者が当該情報の対応を検討する際、原子力安全の観点から精査する運用となっており、関係するものは漏れなくCR（コンディションレポート）に拾い上げる仕組みとなっているか確認したい。

• JANSI ピアレビュー報告書の閲覧について
以下を主な閲覧に関する条件とした上で、原子力規制検査における閲覧について、引き続き議論したい。
・原子力規制庁は、JANSIピアレビュー報告書を検査指摘事項の根拠として使用しない。
・情報は非公開とし、限定された者に限り閲覧する。
また、当該報告書の原子力規制検査における閲覧に関して、JANSIとWANOとの関係性を確認したい。例えば 当該報告書の閲覧に関してWANOとの合意は必要なのか。またWANOの合意が必要な部分とJANSIの合意のみで良い部分を分離すること等は可能か。

- 43 -

DRAFT

資料４－１

CAPシステムの運用状況について（ドラフト）

2022年8月29日
中部電力株式会社- 44 -

ご説明内容DRAFT

1. CAPシステムの概要
 CAPシステム業務フロー
 状態報告（CR情報）

 スクリーニング
 是正処置／マネジメント活動
 傾向分析

2. CAPシステムの運用実績
 運用実績
 傾向分析結果を踏まえた改善の取り組み例

3. 今後の課題- 45 2C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

DRAFT

01 CAPシステムの概要- 46 3C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

DRAFT

CAPシステムの概要

CAPシステム業務フロー 目的：原子力の安全性向上を推進するため、不適合情報だけでなく、当社社員および協力会
社社員が気づいた問題、要改善事項等の情報を広く集め、品質に影響を与える問題を見逃さないで効果的な対策を講じるための活動を実施する。
CR：Condition Report
CAQ：Condition Adverse to Quality
Non-CAQ：Non-Condition Adverse to Quality①状態報告（CR情報）②スクリーニング○CAP事前会議（PreCAP）

CAQ・不適合クラス分類
・CAQ、Non-CAQの分類
・コーディング③是正処置○CAP会合・不適合等処置内容確認○不適合処理、是正処置を実施○重大なCAQは、根本原因分析を実施

Non-CAQ④マネジメント活動○必要に応じた対応
・修正、是正処置を実施
・既存プロセス（施設管理等）での管理を実施⑤傾向分析- 47 4C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

状態報告（CR情報）

DRAFT

 当社社員および協力会社社員は、不適合を含め、本来あるべき状態とは異なる状態、すべき行動から外れた行動や結果、気づいた問題、要改善点等を低いしきい値で報告する。

従来のCAP情報とは別で取扱っていた情報・システムに直接入力して登録＜協力会社の方のCR登録方法＞
・協力会社CR登録用メールアドレス
・CR登録用BOX
・各号機の放管センターのPCからの登録
・URL専用ページからの登録

原子力検査官からの指摘等

情報共有すべきと判断した事象

外部レビュー
結果

品質に係るヒヤリハット

内部監査
結果

作業を依頼
する事象

セルフアセス
結果

異常徴候にな
る前の情報

現場観察
結果

CR情報

他施設
運転経験情報

運転情報

不適合
気づき事項

5

従来のCAP情報

追加した情報＜当社社員のCR登録方法＞

協力会社等
からの情報提供

ヒヤリハット情報（労働安全等）- 48 -

C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

状態報告（CR情報）

DRAFT

 不適合、他施設 OE 情報、ヒヤリハット情報、外部レビュー結果、気づき事項等、CR情報の収集項目の例を以下に示す。
＜CR情報の収集項目例＞
項目

No.

No.

項目

No.

項目

①

不適合情報

⑭

規制コメント（原子力規制検査結果含む）㉗

プラントパラメータの変動②

他施設OE情報⑮

安全文化（醸成活動）評価結果㉘

放管パラメータの変動

③

MO結果

⑯

外部監査指摘㉙

各種会議で出た懸案事項

④

PI結果

⑰

外部レビュー指摘（IAEA/WANO/JANSI）

㉚

労働災害

⑤

ヒヤリハット情報⑱

自治体・労働基準監督署・消防署等外部からの指摘㉛

計画外作業（不適合、異常徴候以外）⑥

各種パトロール結果⑲

不安全状態・不安全行為情報㉜

情報共有すべきと判断した事象⑦

作業依頼事象⑳

セルフアセスメント（計画／結果）

㉝

改善提案

⑧

意見箱・目安箱の意見㉑

主任技術者指摘事項㉞

調達先の不適合⑨

協力会社の意見・要望㉒

発電所長指摘事項㉟

運転員の負荷増加処置に関する情報⑩

内部監査・原子力考査結果㉓

パフォーマンス評価結果㊱

環境マネジメントシステムに関する情報⑪

訓練反省事項（防災・消防など）㉔

マネジメントレビュー結果㊲

職員の疲労に関する情報⑫

教育・訓練受講後アンケート㉕

ベンチマーク（計画／結果）㊳

学協会・産業界からの情報⑬

工事要領書の所見・残件㉖

気づき事項（通常と違うと気づいた事項（自然現象の影響含む））
OE：Operating Experience
MO：Management Observation
PI：Performance Indicator- 49 -

6

C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

スクリーニング

DRAFT

 CAP事前会議（PreCAP）：CAPコーディネーター（CAPCo）が、原子力安全に影響する問題の重要性と、プラントの運転や設備保全活動に与える潜在的影響を考慮し、効果的かつ効率的に処理するため、CR情報の仕分け（不適合クラス（ヒューマンエラー事象の該当有無を含む）、CAQの分類）を行い、CAP会合で議論すべき件名を選定する。

＜体制：CAPCo＞
CR情報の内容確認、不適合クラス等の判断等を実施する各業務の専門家。下表の部署の長または部署の長が指名した者。
業務の分類

パフォーマンス改善

運転・化学

保修

土木建築

廃止措置

放射線防護

部署の長

総括・品質保証部

発電部

保修部

土木建築部

廃止措置部

放射線管理課業務の分類

エンジニアリング

燃料管理

火災防護・緊急時対応

教育

その他個別

部署の長

エンジニアリング部

原子燃料課

運営基盤部

研修センター

品質保証G＜PreCAPで取扱う情報＞
・CR情報全て＜開催時期＞
・原則、休日以外の毎日開催＜PreCAPで決定する事項＞
・不適合クラス（ヒューマンエラー事象の該当有無含む）
・CAQ該当の有無およびCAQの分類
・安全文化コード・CAP会合で取り扱うべきCR情報の選定
7- 50 C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

DRAFT

CAPシステムの概要

スクリーニング 不適合とCAQの関係、不適合クラス、CAQの分類を以下に示す。
＜不適合クラス＞
・重要度に応じてA、Bで分類する。
Bにおいては是正処置要否でB1、B2に分類する。
不適合クラス定義

CAQ（Condition Adverse to Quality）
原子力安全に関わる品質に影響を及ぼす状態

原子力安全や電力供給に影響を与える可能性のある不適合および社会的に影響が大きいと考えられる不適合

A

B1

クラスＡ以外の不適合のうち、是正処置の検討を必要とする不適合

B2

クラスＡ以外の不適合のうち、是正処置の検討を不要とする不適合B

状態報告
青枠は全ての状態報告を示す

この領域の
判断が重要

クラスA

リスク上の
影響度

クラスB1 クラスB2＜CAQの分類＞・リスクの影響度により「高」～「低」で分類する。
さらに、原因の不確かさでも分類する。
CAQ分類

8

赤枠は不適合を示す

原因の不確かさ

影響度「高」

曖昧、又は複雑明確

影響度「中」

曖昧、又は複雑明確

影響度「低」

曖昧、又は複雑

明確

Non-CAQ（Non-Condition Adverse to Quality）
原子力安全に関わる品質に影響を及ぼさない状態- 51 C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

DRAFT

是正処置／マネジメント活動

 CAP会合：原子力安全に対する重要性の高い問題について、不適合等の未然防止または再発防止を図るため、 CAP会合で議論すべき件名について、発電所幹部が、是正検討、パフォーマンスに関する事項の検討（議論・指示）を行う。
＜体制＞
発電所長、各部長、原子炉主任技術者、廃止措置主任者、電気主任技術者、ボイラー・タービン主任技術者＜CAP会合で取扱う情報＞
・CAQ
・PreCAPにて CAP会合で議論すべきと判断した情報
・上記以外でCAP会合委員がCAP会合にて議論すべきと判断した情報
・CAP会合でフォローが必要と判断された情報＜CAP会合で検討・議論する事項＞
・原因調査を進めるにあたっての取りまとめ部署
・フォロー報告の要否
・CAQ分類ごとの検討・議論すべき内容は右表のとおり
・CAQ以外の事象は、対応方針、原因および是正処置
の内容

9

影響度

原因の不確かさ高

曖昧、又は複雑

高明確＜開催時期＞

中

曖昧、又は複雑

・原則、休日以外の毎日開催

低曖昧、又は複雑

議論すべき内容
事象の処理、原因および是正処置（結果含む）
事象の処理、原因および是正処置方針- 52 C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

DRAFT

是正処置／マネジメント活動

 是正処置、マネジメント活動について以下に示す。
＜是正処置＞
浜岡原子力発電所施設および役務で発生した不適合の再発防止、CAQ該当事象の改善および浜岡原子力発電所施設で発見された起こり得る不適合に起因して不適合が発生することを防止する。
（是正処置対象の不適合クラス、CAQ分類）
不適合クラス

CAQ（原因：曖昧、又は複雑）

CAQ（原因：明確）是正処置対象是正処置対象（必要に応じて根本原因分析）（影響度「高」のみ）

B

是正処置対象（B1）（事象の処理のみ（B2））

不適合未満

是正処置対象（事象の処理のみ）A

Non-CAQ

是正処置対象（B1）（事象の処理のみ（B2））－＜マネジメント活動＞
Non-CAQを対象とし、情報共有するとともに、主管部署長の判断により、既存の他の業務プロセスでの対応、プロセスの監視および測定での対応または必要に応じて修正、是正処置等を実施する。

- 53 10C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

01

CAPシステムの概要

傾向分析

DRAFT

 傾向分析：半期に一度、不適合未満の情報を含む全てのCR情報をインプット情報として、高頻度低影響事象にも着目して「期待事項」とのギャップを分析している。
＜インプット情報＞
・不適合情報等
・管理職による観察の結果（MO）
・品質目標の達成状況
・パフォーマンス指標（PI）
・外部機関からのレビュー結果
・他社へのベンチマーク結果 等

分析・評価の具体例「期待事項」を基準として運転、保修などの分野ごとに強み・弱みを分析・評価を実施。
弱みを各部・各課で改善させ、発電所共通の弱みに対する改善を所大へ展開させる。

- 54 11C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

DRAFT

02 CAPシステムの運用実績- 55 12C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

02

CAPシステムの運用実績

運用実績

DRAFT

 2017年度まで実施してきたCAP活動を改善し、2018年度から低いしきい値でのCR情報の登録に取り組み始め、2020年度から本格運用を開始している。
＜CR登録件数＞

CR登録件数推移

 2017年度までは年間約1400件の情報が登録されていたが、試運用にて徐々に件数を増加
し、2020年度、2021年度は年間約8000件のCR情報が登録されている。

12000

 協力会社からのCR登録は全体の1%未満。
請負作業での協力会社からの気づきは、当社
作業管理者を経由してCR情報が登録されるケースが多く、協力会社から直接登録される件数は少ない状況にある。

4000

10000
8000
6000

0
2017年度 2018年度 2019年度 2020年度 2021年度 2022年度
2018年度

2019年度

2020年度

2021年度

2022年度※

CR件数

5900件

10000件

8700件

8000件

1900件

協力会社
登録件数

6件
(0.1%)

73件(0.7%)

51件(0.6%)

26件(0.3%)

27件(1.4%)

CAQ
該当件数

113件
(1.9%)

72件(0.7%)

62件(0.7%)

48件(0.6%)

17件(0.9%)＜CAQ／Non-CAQの割合＞
 至近のCAQ該当件数は全体の1%未満である。
2018年度から2019年度にかけて、判断基準に関する判断者の体制整備（CAPCoの選任）およびCAPCoへの説明を実施したことにより、判断の質は向上していると評価している。
13

※

2000

※ 2022年度は第1四半期時点での実績- 56 C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

02

CAPシステムの運用実績

運用実績

DRAFT

 不適合未満、CAQと判断し、処理を実施することとした事例を以下に示す。
＜件名＞
3号機 補給水ポンプ(B)モータ反カップリング側からの不規則な摺動音発生について＜事象概要＞
2022年2月13日、当社社員が巡視点検において、3号機 補給水ポンプ(B)モータ反カップリング側からの不規
則な摺動音を確認した。 10cm程度の距離で聞こえる音で、1、2分程度の間隔で回転音の変化があった。
聴芯棒により転走音の変化は反カップリング側軸受けであることを確認したが、転走音自体は異物侵入等の軸受け異常と思われる音では無く、直ぐに運転に支障があるものでは無いと判断する。
振動の周波数診断による速度値は注意レベル以下であった。ただし、徐々に加速度があがってきており、軸受け異常に進展する可能性があるため、軸受け交換を計画する。
＜処理＞
軸受けの交換を実施した。
電動機点検の結果、軸受けの分解調査にて現時点で運転に影響を及ぼす事象では無いが、軽微な変色や擦れ跡を確認した。
負荷試運転時の振動加速度データについても改善が認められた。
運転員の気付きや、詳細な振動解析により、ポンプの運転に影響が出る前に早期に検知し、対応することができた。
14

モータ反カップリング側軸受け- 57 -

C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

02

CAPシステムの運用実績

DRAFT

傾向分析結果を踏まえた改善の取り組み例
要改善事項への対応方針

具体的な改善（アクション）

対応①①協力会社の模範となるため、当社社員の労働安全徹底
作業員および管理層は、下記 (1) ～ (4) に着目 （保護メガネ・耳栓・安全帯着用100%）
してリスク・影響を予測できるようにする。
⑴資機材の不適切な仮置(所在不明物品)➁協力会社を含む全所員へのリスク浸透⑵異物侵入防止措置の未実施
know why キャンペーン
⑶保護具未着用⑷吊荷の下に入るなどの危険行為③現場における作業前の２分間レビュー➃現場での気づき力向上教育（当社社員、現場監督者）⑤協力会社主体での自律的なリスク・影響についての取り組み推進対応②
管理層は、予測に基づき批判的な指摘をできるようにする。
（問題点に着眼し易くする取り組み）➅管理層による定期的な一斉プラントインスペクション- 58 15

C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

02

CAPシステムの運用実績

DRAFT

傾向分析結果を踏まえた改善の取り組み例

全所員へのリスク浸透（リスク浸透キャンペーン）
不適切な振る舞いに対するリスク・影響を予測できるようにする。

批判的な指摘ができるようにする。

＜取り組み概要＞
現場で基本事項やルールが十分に徹底されていない等の重点項目に対して、それら行為により発生するリスク・ 影響を予測でき、また問題に着眼し易くするための活動。
具体的には、Know why（なぜ、そうするのか？）と疑問を持ち、その理由などを改めて考えるきっか
けとなるようなビラを全所員へ配布している。

発電所長も自ら陣頭に立って配布配布したビラ16- 59 -

02

CAPシステムの運用実績

DRAFT

傾向分析結果を踏まえた改善の取り組み例
 保修分野MO：Management Observation
WO：Work planner Observation①作業用資機材の管理が弱い、異物混入防止意識が低い
100
90
Ｃ 80
Ｒ 70
（
件 60
） 50
40
30
20
10
0

所有者不明CR
WO良好率

MO良好率

100
90
80 Ｍ
Ｏ
70 ・
60 Ｗ
Ｏ
50 結
40 果
良
30 好
20 率
（
10 ％
0 ）

19 3Q 19 4Q 20 1Q 20 2Q 20 3Q 20 4Q 21 1Q②リスクに対する想像力が弱く、エラー発生を想定できていない
100
90
Ｃ 80
Ｒ 70
（ 60
件
） 50
40
30
20
10
0

100
90
80 Ｍ
Ｏ
70 ・
60 Ｗ
Ｏ
50 結
40 果
良
30 好
20 率
10 （
％
0 ）

WO良好率

MO良好率

設備・操作に影響を与える足場
干渉、養生干渉CR
19 3Q 19 4Q 20 1Q 20 2Q 20 3Q 20 4Q 21 1Q
予定外・思いつき作業CR

 所有者不明品や仮置き資機材に関するCR件数は減少→現場の整理整頓が進んだ CR件数は低い水準を維持→不適合が発生しないよう現場が管理できている

 異物管理（4S、開口部養生、侵入防止対策）に関す
るMO／WO良好率は高い水準を維持→意識の向上を確認

 TBM・KY、2分間現場レビューに関するMO／WO良好率
は高い水準を維持→意識の向上を確認

保修分野で見られた弱みについては意識（異物侵入防止・リスク想定）や現場状況は向上してきていると評価- 60 -

17

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DRAFT

03 今後の課題- 61 18

C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

03

今後の課題

DRAFT

課題①：CR情報の件数は増加しており、CAPシステムの運営に人手を要している。
改善に向けた取り組み：収集したCR情報を不適合クラス、CAQの分類および分析のためのコード付け、類似事象の検索にAIを活用することで、作業の効率化を図る。
 AI検索ツールの構築を進めており、2022
年は学習データの拡充に取り組む。
 AI検索ツールは、登録されたCR情報（入力）を読み込み、予め学習させた
過去のCR情報を基に、それぞれの項目の適合度をスコア化して結果の候補を出力する。
 出力された候補とその適合度のスコアを踏まえて、不適合クラス、CAQの分類等を決定し、それらの情報を再度AIに学習させることで精度を向上させる。
 当社技術開発部門（原子力安全技術
研究所）にてAIの精度向上に関する研究も進めている。

19

・過去のCR情報による学習
・CR情報追加による再学習
AI検索ツール
出力

入力
件名
内容

候補 ■CRコード
HU
PSC■CAQ区分

■不適合クラス

■類似件名
件名

検索

出力されたそれぞれの項目の候補とその適合度のスコアを踏まえて、不適合クラス、
CAQの分類等を決定- 62 -

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03

今後の課題

DRAFT

課題②：請負作業での気づき事項等の情報は、協力会社からの作業報告書や口頭等による報告を基に、当社作業管理者がCR情報を登録しているケースが多く、協力会社から振る舞いに関する気づき事項等が直接登録される件数が少ない。

改善に向けた取り組み：
 協力会社用のCR登録メールアドレスの設定やQRコードによる個人
スマートフォンからの登録を実施できるようにするとともに、協力会社との情報共有の場（月1回開催）での呼びかけや、優良CR情報に対する表彰（年1回）を実施している。
 発電所の従事者一人ひとりが心得るべき事項として、分野毎に具体的行動などを整理したもの（ファンダメンタルズ）の協力会社への理解・浸透を図っている。このファンダメンタルズとのギャップを振る舞いに関する気づき事項として協力会社からも登録されることを期待している。

課題③：CR情報の分析・評価にかなりのリソースが費やされており、CR情報のより効果的、効率的な分析・評価手法の検討など、継続的な改善を進めていく。

改善に向けた取り組み：
原子力安全推進協会等で電力各社の分析・評価手法の情報共有、意見交換等を実施すること
で分析・評価手法の検討および継続的な改善を実施していく。
- 63 20

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DRAFT- 64 C o p yri g h t © C h u b u E l e c t ri c P o we r C o . , In c . A l l ri g h t s re s e rv e d .

DRAFT

資料４－２

資料●-●

CAPシステムの運用状況について（DRAFT)
2022年8月22日
日本原子力発電株式会社
1 - 65 -DRAFT目
次
１．CAPシステムについて
1.1 CAP活動の流れ
1.2 CRMとCAP会議
1.３ CAQ判断フロー
２．CRの発⾏状況
2.1 CRの発⾏推移
2.2 気づきの例
３．改善に向けた取組み
3.1 傾向把握による改善への取組
3.2 進捗の⾒える化による改善の監視
４．今後の取組み

３
４
５
６
７
８
１０
１１
１２
2 - 66 -DRAFT

１．CAPシステムについて（1.1 CAP活動の流れ）
業務上の気づき他

ヒヤリハット不適合

ﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄ
ｵﾌﾞｻﾞﾍﾞｰｼｮﾝ

事象発⾒

CR管理票発⾏対策検討／是正処置検討（CR情報）（不適合含む）（対策グループ）

運転経験
情報

CRM
（CR Meeting）

専門的な議論が必要な是正処置については別会議体で議論
CR︓Condition Report
CAP︓Corrective Action Program
CAQ︓Condition Adverse to Quality

CAP会議

対策／是正処置の⽴案・実施（対策グループ）

CAP会議

改善事項が抽出された場合は
ＣＲ登録

パトロール
結果

CRの傾向分析・
実効性評価
インプット

インプット
マネジメント・レビュー

発電所パフォーマンス
レビュー会議3 - 67 -DRAFT

１．CAPシステムについて（1.２ CRMとCAP会議）
CRM（CR Meeting）
CRを重要度に応じて処理⽅法を確認するCRMを新たに設置
出席者︓議⻑，各室⻑，M他•スクリーニング（CAQ/NCAQ，是正処置要否等の判定）•不適合区分の確認•対策⽴案内容の確認•是正処置⽴案内容の確認•是正処置を議論する会議体の選定（必要に応じ）•コーディング（プロセス，事象，原因等をカテゴリーで分類）•再発事象等の確認

CAP会議

CRMはWeb会議を活用
必要メンバーで日々活動を継続
CAP会議

CAP会議の様子

出席者︓所⻑，所⻑代理，副所⻑，主任技術者，各室⻑ 他•CRMでの議論結果の確認•是正処置⽴案内容の妥当性確認
CRM及びCAP会議頻度
発電所︓原則毎営業⽇
本 店︓週１回

4 - 68 -DRAFT

１．CAPシステムについて（1.３ CAQ判断フロー）
CR情報

他プラント情報
YES

未然防⽌処置要と判断

YESCAQの判断については，設備や事象に応じた基準を設けている基準外であっても是正処置/未然防止処置の要否を検討。
設備関連

NO

業務関連

NO

YES

NO

NO

YES

YES

NO
設備重要度
基準に該当

NO

YES

スクリーニング
基準でCAQ NO

YES

是正処置/
未然防⽌処置
NO
検討要

YES

CAQ
影響度の分類

その他改善事項

影響度⾼

YES

NO

影響度中

YES

NO

是正処置・未然防⽌処置︓要

影響度低

YES

NCAQ

スクリーニング対象外

NO
是正・未然防⽌処置︓不要5 - 69 -DRAFT

２.CRの発⾏状況 （2.1 CRの発⾏推移）①CR発⾏件数
7000
6000
5000
4000
3000
2000
1000
0

②CAQ割合(％)
6.00

6394
5671

5.00

4.87

4.99

2020年度

2021年度

4.57

4.18

4.00

3735

3.00
2.00
1072

1.00
0.00

2019年度(試運用)

2020年度

2021年度

2022年度

2019年度(6月末時点)(試運用)①気づき事項含めCR登録の意識付けにより，2021年度は発電所，本店を合わせ約6000件を収集。
②是正処置の検討を要するCAQは一定の割合で推移。改善への意識付けが定着してきている。
③協力会社に対し，現場での気づき事項の登録を呼びかけており，徐々に増えてきている。

2022年度(6月末時点)③協⼒会社CR発⾏割合(％)
12.00
10.00
8.00
6.00
4.00
2.00
0.00

11.01
9.79
8.57
5.38

2019年度 2020年度 2021年度 2022年度(試運用)(6月末時点)

6 - 70 -DRAFT

２.CRの発⾏状況 （2.2気づきの例）
現場での気づきをCRとして登録した例（CRを積極的に登録する活動を通し，軽微な事象に対する気づきが増えている）①換気系ダクトの開孔の確認
くぼみ

ダクトの軽微なくぼみに気づき，詳細を確認したところ開孔を発見③降雪後のタンク上部のからの落雪可能性②電源ケーブル付近への木の枝接近
枯れ木のケーブ
ルへの干渉を懸念しＣＲ登録

降雪後の現場確認で周囲のみでなく，上部からの危険も確認（落雪による怪我の防止等に活用）

7 - 71 -DRAFT

２.CRの発⾏状況 （2.2気づきの例（続き））④居室内の消火器表示の改善⑥仮設設備の貫通部の対策不備について電線管貫通部の小動物対策を進めていたが，ホースや配管等の貫通部についても配慮すべ
きとの提案⑦⾜場の組み⽴て不備
消火器位置の視認性が悪いことへの気づき⑤柵用アンカーボルトの脱落（協⼒会社員）

視認性の悪い箇所で，足場が不安定となっていることを確認（事故の未然防止）

落下物の確認にとどまらず，損傷箇所を特定
しＣＲを起票8 - 72 -DRAFT

3. 改善に向けた取組み（3.１ 傾向把握による改善への取組）（敦賀発電所の取組の例）コード分類結果より弱みを確認し傾向を監視する取組を実施
2021年度の監視（例）2021年度第１四半期の安全⽂化コードの分類を確認すると●「WP（作業の計画と管理）が多い。
内訳を確認すると●「作業マネジメント」に関するCRが多く，
特に2021年度第１四半期では増加傾向を確認。

「作業マネジメント」のコードが付与されたCRの多くは，「現場の物品に対する管理不足」によるものだったことから，傾向を発電所内に共有し，パトロールやマネジメントオ
ブザベーションで現場に意識改善を促した
結果，減少傾向を確認。

WP QA PA LA PI DM CL CO RC WE

2020年
第４Q

2021年
第１Q

2021年
第２Q

2021年
第３Q

2021年
第４Q

9 - 73 -DRAFT

3. 改善に向けた取組み（3.2 進捗の⾒える化による改善の監視）（東海・東海第⼆発電所の取組み例）
・CAQと判断されたCRの処理状況をCAP会議で定期的に確認し，処理の促進を図る。
２０２２年７月までの監視状況

未完了ＣＡＱ件数，
是正処置未⽴案件数，
対策未⽴案件数の推移をCAP会議で確認
特に是正処置の⽴案に時間を要することから，個別に進捗状況を確認して処理を促し，未⽴案件数の増加を防止

10 - 74 -４. 今後の取組み

DRAFT（１）ＣＲＭとＣＡＰ会議の運用の改善
これまでの運用を踏まえて実効的な仕組みへ継続的に改善を図る。また，重要度の⾼い案件に注⼒できるよう，効率的な運用を目指していく。
（２）ＣＲ分析の⾼度化
ＣＲは一定数登録され，コード分類により傾向を監視しているが，改善に寄与する分析手法を継続的に検討していく。
（３）発電所パフォーマンスレビュー会議への適切なインプット
CR情報から得られた課題を発電所のパフォーマンスレビュー会議にインプットすることで，改善活動を明確にし，品質保証活動のパフォーマンスを向上させていく。

11 - 75 -DRAFT
資料６

使用施設における
重要度評価検討の進め方

核燃料施設等監視部門

1- 76 -

DRAFT
はじめに
核燃料施設等に関する重要度評価ガイドとしては、これまでウラン加工施設を対象とした初期境界評価の考え方について、ウラン加工事業者と事例検討会を開催し、調整の結果附属書10として整備を行ったところ。
現在の整備状況は以下のとおり。（監視領域「原子力安全」関連）
初期境界評価
実用炉
ウラン加工

定量的評価

定性的評価

SERP

重要度評価ガイド 重要度評価ガイド 重要度評価ガイド附
必要に応じ開催（本文）
附属書1～８
属書９
重要度評価ガイドなし（附属書１０）ウラン加工以なし
外なし

重要度評価の対象となったものはすべてSERPで評価
同上

2- 77 -

DRAFT
次期検討対象施設及び検討の進め方
ウラン加工で整備した評価フローの考え方を基本として、他の施設へ展開することとする。
優先順位として、これまでの規制検査の結果や、汎用性などを鑑み、「核燃料物質使用施設」とする。
検討にあたっては、これまでと同様に、数回事例検討会を開催し、細部の調整を
実施する。

3

- 78 -

DRAFT
検討対象とする使用施設【法令上の使用施設の位置づけ】○核燃料物質を使用しようとする者は許可を受けなければならない（法律第五十二条）○許可を必要とする核燃料物質の取り扱い量（政令第三十九条）-ウラン235の比率が天然の混合率であるウラン及びその化合物：ウランの量300gより多く取り扱う

いわゆる政令第四十一条該当施設を今回の検討対象とする

天然ウラン
の例
取り扱い量
（1200g以上）

使用前検査など-トリウム及びその化合物：トリウムの量900gより多く取り扱う 等○さらに使用前検査等を要する核燃料物質の取り扱い量（政令第四十一条）

取り扱い量（300g以上）-ウラン235の比率が天然の混合率であるウラン及びその化合物：ウランの量1200gより多く取り扱う○また、国際規制物資を使用する者は、政令第三十九条に定める取り扱い量以下であっても、国際規制物資の使用の許可を受けること（法律第六十一条の三）

取り扱い量（300g未満）

核燃料物質の使用の許可

国際規制物資を使用する場
合、
国際規制物資の使用の許可

4- 79 -

DRAFT
使用施設の特徴①【使用施設の特徴】○核燃料物質の取り扱いの特徴
・取り扱う核燃料物質の種類：ウラン、プルトニウム、トリウム、使用済み燃料・取り扱いの形態：気体・粉末・液体・固体、非密封・密封・取り扱いの方法（設備）：セル、グローブボックス、フードなど○安全上の措置の特徴
・使用の方法が多岐にわたることから、インターロックや警報装置などの設備による安全上の措置よりも、マニュアル等に基づく手順による措置が多い。
○審査において確認している事故

・設計想定事故の大半は閉じ込め機能の不全（火災・爆発含む）、一部で臨界を想定。
・現時点において、安全上重要な施設のある使用施設はなく、多量の放射性物質等を放出する事故について確認した使用施設はない。
5- 80 -

DRAFT
使用施設の特徴②【使用施設が一般公衆に及ぼす影響】
使用施設は、取り扱う核燃料物質等の種類や形態、取り扱いの方法等が様々であり、想定される事故※の大半である閉じ込め機能の不全において、一般公衆が被ばくする
線量にばらつきがある。
※

設計評価事故又は核燃料施設安全審査基本指針に基づく最大想定事故○事故時の一般公衆の被ばく線量が十分小さい（50μSv以下※※）施設
例：JAEA 大洗研 照射燃料集合体試験施設 （想定している事故：セル内における火災）
JAEA 大洗研 燃料研究棟（想定している事故：グローブボックスの火災・爆発）※※ 使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈の別記３において、「敷地周辺の公衆が被ばくする線量が十分小さい」とは「実効線量が発生事故当たり50μSv以下であることをいう」を参考とした。

○上記以外の施設
例：JAEA 大洗研 照射燃料試験施設 （想定している事故：セル内における火災・爆発）
JAEA 原科研 廃棄物安全試験施設（想定している事故：試験装置からの試験液の漏えい）

6- 81 -

DRAFT
初期境界評価（案）①【閉じ込め機能に係る評価】
・前述した使用施設の特徴①、②を踏まえて、初期境界評価にリスクが低い（事故時の敷地周辺の公衆が被ばくする線量が十分小さい)施設を分類するプロセスを導入することとしてはどうか。
施設が有するリスクの分類（案）
リスクが小さい施設：被ばくする線量が十分小さい（50μSv以下）施設
上記以外の施設：被ばくする線量が50μSv～5mSv未満の施設

7- 82 -

DRAFT
初期境界評価（案）②【臨界安全に係る評価】・国内使用施設で臨界に関するトラブル等はないが、核燃料物質の取り扱いの自由度の高さや臨界事故発生時の影響の大さを踏まえると、臨界安全に係る初期境界評価が必要ではないか。
・臨界安全に関する初期境界評価は、ウラン加工施設より濃縮度が高いウランやプ
ルトニウムを使用する施設について、考慮することとしてはどうか。
・この際、核的制限値を逸脱した場合の取り扱いを検討したい。
【安全上重要な施設に対する考慮】
・現状、安全上重要な施設を有する使用施設はない。
・安全上重要な施設がある使用施設における初期境界評価は、他の核燃料施設で評価の考え方を整理するなかで、併せて検討することしてはどうか。
8- 83 -

DRAFT
今後の予定○令和４年度中 事例を収集、検討会（２回程度）○令和４年度末 附属書１０改正

9- 84 -

DRAFT
参考

政令第四十一条該当の主な使用施設①
事業所

JAEA
原科研

JAEA
大洗研

JAEA
核サ研

主な施設
ホットラボ
燃料試験施設廃棄物安全試験施設
バックエンド研究施設
JRR-3
JRR-4
NSRR
FCA
放射性廃棄物処理場

20%以上
－
－
○
○
◎
－
○
◎
－

照射燃料試験施設（AGF)◎

照射燃料集合体試験施設
照射装置組立検査施設
ホットラボ
燃料研究棟
HTTR
JMTR
Pu燃料第一開発室
Pu燃料第二開発室
Pu燃料第三開発室
Pu廃棄物処理開発施設
高レベル放射性物質研究施設

－
◎
－
○
○
◎
◎
○
－
◎

取り扱う核燃料物質（最大存在量、形態）
ウラン
プルトニウ
トリウム 使用済燃料
主な形態
ム
5%～20%
5%以下
天然・劣化
◎
◎
◎
－
◎
－
固体・粉体
◎
◎
◎
◎
○
○
固体・粉体
◎
◎
◎
○
○
○
固体・粉体、液体
○
○
◎
◎
◎
○
固体・粉体、液体
◎
◎
◎
○
○
○
固体・粉体
◎
－
－
－
－
固体
◎
◎
◎
○
－
○
固体・粉体
◎
◎
◎
◎
◎
－
固体・粉体
－
○
○
○
－
－
固体
◎

◎
◎

◎
◎
◎
○
◎
◎
◎
◎
－

◎
－
－
◎
◎
◎
◎
－
◎

主な使用の方法
貯蔵試験
試験
分析、研究、試験
研究
貯蔵
研究
研究
校正

◎

◎

◎

－

固体・粉体、液体

分析

◎
◎
◎
◎
－
◎
◎
◎
◎
○
◎

◎
◎
◎
◎
－
○
◎
◎
◎
○
◎

○
◎
◎
◎
－
◎
○
－
－
－
－

－
－
○
－
－
○
－
－
－
－
－

固体・粉体、液体
不明
固体・粉体
固体・粉体、液体
固体
固体
固体・粉体、液体
固体・粉体
固体・粉体、液体
粉体
固体、液体

分析
貯蔵、検査
貯蔵
分析
測定
貯蔵
製造、分析、試験
製造、処理
分析、詰め替え、回収試験
研究、試験、分析

主な設計想定事故

セル内火災
試験液の漏えい
GB内火災
破損を想定
破損を想定
燃料破損
燃料破損
溶融炉の配管破損
臨界事故、
セル内火災
セル内火災
燃料落下
セル内で落下
GB内火災－
燃料試料破損
水素爆発
GB損傷
GB内火災
HEPA損傷
セル内火災、GB内火災◎：1kg以上 ○：1kg未満 －：なし

10

- 85 -

DRAFT
政令第四十一条該当の主な使用施設②
事業所

主な施設

濃縮工学施設JAEA
人形峠 精錬転換施設
核管東海 東海保障措置センター
核管六ヶ所 六ヶ所保障措置センター
東芝
N28-2
NFD
日本核燃料開発
燃料ホットラボ
NDC
ウラン実験施設
燃料実験施設京都大学 原子力実験所

20%以上
－
－
－
○
○
－
○
－
－
◎

取り扱う核燃料物質（最大存在量、形態）
主な使用の方法ウラン
プルトニウ
トリウム 使用済燃料
主な形態
ム
5%～20%
5%以下
天然・劣化
－
◎
◎
－
－
－
固体、気体、液体試験、分析、貯蔵
－
◎
◎
－
－
－
固体、気体、液体
試験
○
◎
◎
○
－
－
固体・粉体、液体
貯蔵、分析
○
○
○
○
－
－
固体、液体
分析
◎
◎
◎
◎
◎
－
固体、液体
開発、研究、保管
◎
◎
◎
○
－
◎
固体・粉体、液体 使用済燃料の解体、検査
◎
◎
◎
－
－
◎
固体・粉体、液体
試験、実験
◎
－
◎
－
－
－
固体・粉体、液体
試験、実験
◎
◎
◎
○
◎
○
固体・粉体、液体
試験、実験
○
○
◎
○
○
－
固体、液体
試験、実験

参考

主な設計想定事故
飛散
－
GB損傷
GB損傷
－
－
燃料落下
－
－
－

◎：1kg以上 ○：1kg未満 －：なし

11

- 86 -

DRAFT
参考

核燃料施設における臨界事故の事例
臨界事故の傾向・溶液で高濃縮ウランやプルトニウムを使用する施設が多い・形状寸法管理されていない容器への誤移送や意図せぬ誤搬入、ルール違反が事故の原因の大半を占めている
施設

国

発生日

核燃料物質

取り扱い

質量

原因

1Mayak Enterprise（Pu溶液受槽）ロシア

1953/3/15

Pu

液体

650g

非安全形状容器への移送

2Mayak Enterprise（U溶液精製チェンバー）ロシア

1957/4/21

U

液体

3.4kg＊

3Mayak Enterprise（高濃縮Uの測定設備）

ロシア

1958/1/2

U

液体

4Mayak Enterprise（炭酸Pu溶液のろ過チェンバー）ロシア

1960/12/5

Pu

液体

1kg

ルール違反

5Siberian化学工場（UF6凝縮・濃縮施設）

ロシア

1961/7/14

U

液体

2kg(U235)

ルール違反

6Mayak Enterprise（Puスクラップ溶解チェンバー）ロシア

1962/9/7

Pu

液体

1.32

制限値の逸脱7Siberian化学工場（高濃縮Uスクラップ再処理施設）

ロシア

1963/1/30

高濃縮U

液体

2kg

手順書が曖昧、非安全形状容器使用

8Siberian化学工場（UF6凝縮・濃縮施設）抽出施設）

ロシア

1963/12/2

高濃縮U

液体

2140g

計量管理の不備、非安全形状容器使用

ルール違反
ルール違反

9Electrostal'燃料製造工場（UO2粉末取り出し装置）

ロシア

1965/11/3

U

液体

70kg

運転管理の不備、設備管理の不備

10Mayak Enterprise（Uスクラップ溶解施設）

ロシア

1965/12/16

高濃縮U

固体+水

2.2kg

ルールの逸脱、非安全形状容器使用

11Mayak Enterprise（Pu抽出施設）

ロシア

1968/12/10

Pu

液体

60l

12Siberian化学工場（Pu金属一時保管ボックス）ロシア

1978/12/13

Pu

固体

4kg

13Novosibrisk

ロシア

1997/5/15

高濃縮U

固体＋液体

7.8kg

制限値の逸脱14Oak Ridge Y-12化学処理工場（濃縮U回収プロセス）米国

1958/6/16

高濃縮U

液体

2.5kg

非安全形状容器への誤流入

15Los Alamos科学研究所（Pu回収施設）

米国

1958/12/30

Pu

液体

3.27kgルールの逸脱、非安全形状容器使用

16Idaho

米国

1959/10/16

高濃縮U

液体

34kg

非安全形状容器への誤流入

17Idaho化学処理工場（蒸発缶）米国

1961/1/25

高濃縮U

液体

8kg(U235)

非安全形状容器への誤流入

18Hanford Recuplex工場（プルトニウム回収施設）

米国

1962/4/7Pu

液体

1.4～1.5kg

ルール違反、非安全形状容器への誤流入

19Wood River Junction（ウラン回収工場）

米国

1964/7/24

高濃縮U

液体

2.6kg

20Idaho化学工場（溶媒抽出プロセス）米国

1978/10/17

高濃縮U

液体

21Windscale（プルトニウム回収施設）

英国

1970/18/24

Pu

液体

2.15kg

22JCO

日本

1999/9/30

U

液体

16.6kg＊シュウ酸塩の重量U

誤搬入

ルール違反、非安全形状容器使用設備管理の不備、トラブル時の対応不備
ルール違反

JAERI-Review 2000-006 海外の核燃料施設における臨界事故に関する事例集より

12- 87 -

DRAFT
過去のトラブル事例（国内）①
発生日

事業所名

施設名

施設区分

H10.6.25

動力炉・
核燃料開
発事業団
東海事業
所

プルトニ
ウム燃料
工場屋外
機材ピッ
ト

使用

H10.11.06

京都大学

原子炉実
験所

使用

H10.12.25

核燃料サ
大洗工学
イクル開
センター
発機構

使用

H15.1.21

核燃料サ
イクル開
発機構
濃縮工学
人形峠環 施設
境技術セ
ンター

使用

H17.6.24

関西電力
株式会社 高浜発電
高浜発電 所３号機
所

使用

参考

概要
関連する監視領域
プルトニウム燃料工場屋外機材ピット内において、一般廃棄物の分別・焼却作業中に、作業員がプルトニウムで汚染されたビンを発見するとともに、３名の作業員の衣類等からも汚染を検出。さらに、ピット収納物を焼却した灰からもプルトニウムが検出されたため、動燃では、管理区域から出る廃棄物の管理についても調査を実施。その結果、使用履歴から放射性
放射線被ばく物質との接触がないとしていた物品の焼却灰からも放射性物質も検出。
動燃では、その後調査を継続し、調査結果に基づいて、管理区域内で使用した器材等の管理に係る改善方策について取り纏めた。 なお、環境や人の健康に影響を及ぼすものではないことをデータ評価検討会において確認。
原子炉実験所において、貯蔵金庫を開けて233Uフォイルの枚数を数えたところ、２３枚あるべきファイルのうち１枚が所在不明であることを確認し、科技庁に連絡。当該フォイルの所在等については確認中。
－
作業員２名が、照射装置組立検査施設においてナトリウム保管用容器のアルコール洗浄を行った後、１人の作業員が最終処理のための水洗浄を行っていたところ、内部に残留していたナトリウム（数グラム程度 、非放射性）が水と反応し、内容物が飛散。
ー
この時、後方で運搬の準備をしていた別の作業員の顔に飛散物がかかり負傷（約１ヶ月の入院）
サイクル機構では、ナトリウム洗浄作業では防護具を必ず装着する等、作業マニュアルの改訂等の改善措置を行うこととしている。
濃縮工学施設ＯＰ－１主棟の化学分析室において、劣化六フッ化ウラン中の不純物を分析するため、イオン交換樹脂を充填したガラス製カラムを使用して樹脂に吸着したウランを溶離する作業を行っていたところ、カラムが破損し、作業員１名が負傷した。負傷した作業員の身体汚染検査を実施した結果、有意な値は検出されず内部被ばくもなかった。同室で作業していた作業員２名も有意な値は検出されなかった。
原因は、直接的には作業員が過塩素酸を誤ってイオン交換樹脂を充填したカラム上部から添加したことによるものと推定 放射線被ばくしされた。間接的要因として、分析作業に関する専用マニュアルが策定されていなかったこと及び負傷した作業員が一時的に一人作業となったことが考えられた。
対策として、過塩素酸の取扱い場所を限定するほか、作業現場で最新版のマニュアルが使用されていることや教育・訓練
が計画どおり実施されていること等について、監査の手法を取り入れることとした。
関西電力㈱より文部科学省に対して、高浜発電所３号機において核燃料物質の在庫確認を行っていたところ、核燃料物質（濃縮ウラン1.7mg）が密封された可動小型中性子束検出器の先端部（直径4.78mm、長さ53.5mm）が所在不明となっている旨の連絡があった。
前回の在庫確認は平成１６年７月６日に実施されており、その時には当該先端部が保管されていることが確認されていた。ー
対策として、「核燃料物質の取り扱いの重要性を認識させるための教育」、「技術課による管理業務と計装保修課及び放射線管理課による現場業務との連携、役割の明確化」等を図ることとした。

13- 88 -

DRAFT
参考

過去のトラブル事例（国内）②
発生日

事業所名

施設名

施設区分

H18.2.13

独立行政
法人日本
原子力科学
原子力研
研究所
究開発機
構

使用

H19.2.15

独立行政
法人日本
原子力研
精錬転換施
究開発機
設
構人形峠
環境技術
センター

使用

H19.5.7

独立行政
法人日本
原子力研
濃縮工学施
究開発機
設
構人形峠
環境技術
センター

H19.6.26

モックアッ
原子力科
プ試験室
学研究所
他８箇所

H19.9.19

国立大学
６号館ＲＩ
法人名古
実験室
屋大学

H20.2.12

国立大学
学際科学実
法人金沢
験センター
大学

使用

使用

使用

使用

概要
関連する監視領域
独立行政法人日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射性廃棄物処理場焼却・溶融設備のプラズ
マ加熱式の溶融炉（以下、「プラズマ溶融炉」という。）において、放射性廃棄物を模擬した非放射性の廃棄物を溶融試験中、プラズマ溶融設備から火災が発生し、プラズマ溶融炉の排出口に設置された蛇腹の一部が損傷した。
ー
原因は、蛇腹内部のスリーブの損傷個所に運転チームの独自の判断で、不適切な材質の補修シートが選択されたこと、試験条件に対応した運転前の検討が十分に行われなかったことが確認された。
対策として、内部コミュニケーションの充実、教育訓練用テキストや定期的な教育訓練の実施等を行うこととした。
2月15日10時30分頃、給排気設備ダクト補修作業に備えて事前現場確認を行っていた作業員が、中2階にある資材一時置場（管理区域）の床面と、その真上の分析廃水配管の継手部等に、漏えい痕跡を発見したため、放射線測定を行ったところ最大2で床面のαが8.3Bq/cm 、β(γ)で9.0Bq/cm2を検出した。このため更に調査を行ったところ、2月16日10時50分頃、ふっ素電
解室（非管理区域）の分析廃水配管の継手部等に漏えい痕跡を発見した。放射線測定を実施したところ、αが0.24Bq/cm2、
閉じ込めβ(γ)で1.6Bq/cm2であった。
漏えいが生じた原因は、長年の使用によるシール機能の劣化、熱伸縮の繰り返しによる亀裂及び施工不良による接着接合不良、フランジの腐食又はパッキンの劣化、機器本体のシール劣化、床及び架台作業後の未処置等によるものであった。
独立行政法人日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター濃縮工学施設において、停止中の遠心機処理設備局所排気処
理装置の排気ダクト（塩ビ配管）の破損が発見された。周辺公衆への影響はなく、作業員等の放射線被ばく等の負傷はなかった。
原因は、局所排気処理装置の計画停止時に排気ダクトが隔離されたにもかかわらず、隔離箇所に接続されていたエアスニ
ファ系による排気が継続されたため、過大な負圧が発生し、その結果、座屈が生じ、破損に至ったものと判断した。

平成１９年６月２６日、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所モックアップ試験室建家周辺（管理区域外）において核燃料物質による汚染が確認された。また、６月２９日、開発試験室建家周辺（管理区域外）においても核燃料物質による汚染
放射線被ばくが確認された。これらはいずれも過去に漏えいしたものであったが、報告がされていないものであった。
名古屋大学6号館RI実験室排水系統（非管理区域）において漏水の可能性があるとの連絡があった。調査の結果、排水升に発生したクラックから漏水が生じていることが確認されたが、周辺土壌等から放射性物質は検出されなかった。

ー

平成２０年２月１２日１５時頃、金沢大学学際科学実験センターアイソトープ理工系研究施設の排水設備（貯留槽）（非管理区域）において、サンプリング蛇口付近から漏水が発生し、放射能濃度を測定していない排水が管理区域外の一般排水に放流されたことが判明したとの連絡があった。調査の結果、貯留槽のサンプリングのための蛇口が腐食し、廃液が漏えいし、排 ー３
水された量は約２０ｍ であった。貯留槽の上流にある分配槽の測定結果や残り水の測定では異常が確認されていないこと等
から、本事象による人や環境への影響はないと推定した。

14- 89 -

DRAFT
過去のトラブル事例（国内）③
発生日

H21.9.17

H23.3.3

H23.6.22

H25.1.4

事業所名

施設名

核燃料サ
応用試験
イクル工
棟
学研究所

JAEA核サ研

プルトニ
ウム燃料
JAEA核サ
第二開発
研
室 粉末
調整室

JAEA人形

施設区分

使用

使用

使用

使用

参考

概要
関連する監視領域
独立行政法人日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所の応用試験棟の２階会議室（非管理区域）において、３階試験室２（管理区域）からの漏水が発見された。漏水は応用試験棟３階試験室２の排水配管接続部の塩化ビ
ニル継手の亀裂から鋳鉄製継手と排水配管の外面を伝い、コンクリート床から剥がれた塩化ビニルシートと排水配管との隙間に侵入し、排水配管貫通部に充填したモルタルと３階コンクリート床面のひびを通して、２階会議室に至った。
ー
当該塩化ビニル継手の交換、塩化ビニルシートの張替え、排水配管とシート間の防水加工、点検等の要領の整備等を行うこととした。
核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第２開発室において、グローブボックス内装設備の配管等を切断中に発生した火花
等により、紙タオルが着火するという事象が発生した。
本事象の原因調査の結果、手順書において、「火花が飛散する方向には、耐火・耐熱シートを設置する」と手順書に明記され ーていたが、作業者の判断により、「火花が飛散する方向に耐火・耐熱シートを養生していない」という手順書違反が確認された。
プルトニウム燃料第二開発室粉末調整室において、震災後の点検作業の一環として、9時00分頃から、作業員7名で、当該室に設置されているグローブボックス（8基）の周辺床面のダイレクトサーベイを実施していた(当該室空気モニタ、歩行経路の汚染状
況等については、震災後速やかに異常のないことを確認済み)。
グローブボックスNo.D-7近傍の床面から汚染を検出し（約18Bq）、9時57分頃、放射線管理第1課によりPuを確認した。
その後、当該汚染箇所周辺の詳細な汚染検査を実施したところ、グローブボックスNo.D-7付近の床面（3箇所）から汚染を検出 閉じ込めした（最大約13Bq）。また、当該グローブボックスに隣接するグローブボックスNo.D-9の下部の床面から汚染を検出した（約83Bq）。さらに、グローブボックスNo.D-9のグローブボックス缶体外部の底面(以下、「缶体外底面」という)に汚染を確認した（約830Bq）。なお、当該箇所の目視による観察で、約50mmの線状の変色部と約5mmφの腐食痕のようなものが確認された。
独立行政法人日本原子力研究開発機構（JAEA）人形峠環境技術センター＊１は、平成24年12月28日から運転を停止していた製錬転換施設の巡視点検を行っていたところ、非管理区域を貫通している第３排気系統＊２の排気ダクトの直下の床面に漏えい水(面積:約10×20㎝程度)と、ダクト内部に水溜まりを発見した。
同センターは、非管理区域への漏えい事象として、法令に基づき当委員会に報告するとともに、漏えい場所を一時管理区域に設定のうえ、漏えい水の除去･除染、ダクト内の水溜まり水の飛散防止措置を実施した。
閉じ込め
JAEAは、漏えい水を分析し、１㎤当たり、床面の水からα：0.20Bq、β：0.34Bq、ダクト内の水溜まりからはα：6.9Bq、β：1.7Bq、pＨ9.3を検出し、アルカリスクラバ（UF6充填室等からの排気を清浄化処理するための機器）の水と同等の含有元素及び水質であることを確認した。

15- 90 -

DRAFT
過去のトラブル事例（国内）④発生日

H27.8.26

H29.6.6

事業所名

施設名

プルトニ
ウム燃料
技術開発
核燃料サ センター
イクル工 プルトニ学研究所 ウム燃料
第二開発
室粉末調
整室
ＪＡＥＡ
大洗研究
センタ（北地
区）

施設区分

使用

使用

R2.1.21

核物質管
理セン
ター六ヶ
所保障措
置セン
ター

使用

R3.6.10

日本核燃
料開発株
式会社

使用

概要

参考

関連する監視領域

8月26日、フットモニタにより靴底から汚染検出（117Bq）。このため、以下の汚染検査を実施。
（1）GB D-9缶体表面から汚染検出（35Bq）（2）8月27日GB缶体表面（26日未実施部分、手の届かなかった部分（天板除く））ダイレクトサーベイ汚染検査汚染無し。
午前の作業終了後、放射線管理第1課（以下「放管」という。）によるスミアによる床面全域汚染検査GB D-3付近床面か
放射線被ばくら汚染検出（14Bq）。
（3）8月27日GB缶体天板、上部構造物、壁面のダイレクトサーベイ汚染検査汚染無し。午後の作業終了後、退出時汚染検査フットモニタにより靴底から汚染検出 （17Bq）（4）午後の作業終了後、放管によるスミアによる床面全域汚染検査フットモニタ横床面から汚染検出（4.4Bq）
平成２９年６月６日に大洗研北地区で発生した「燃料研究棟（以下「燃研棟」という。）における核燃料物質の飛散に伴う作業員の汚染事故」について、当該事故への対応状況及び今後の対応について、平成２９年６月２１日、２３日及び３０日に行った立入検査、８月２９日から９月５日まで行った保安検査等及び国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が 放射線被ばく
提出した法令報告（大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第３報））等から左記の事象が確認された
低放射性グローブボックス（以下「ＧＢ」という。）内部の廃棄物整理作業実施中、GB内にある可燃性固体廃棄物を内包したポリ塩化ビニル製のバッグ（以下「廃棄物容器」という。）から発火した。作業員は直ちに公設消防等に通報するとともに、ＧＢ内に設置されていた粉末消火剤、ＧＢ外部に設置されていた炭酸ガス消火器（グローブにノズル部を差し込み使用）、及び水を用いて初期消火を行った。初期消火完了後、公設消防により鎮火が確認された。
初期消火の際、作業員１名に身体汚染が確認されたため、除染した。また、ＧＢ周辺に汚染が確認されたため、一時的に閉じ込め養生を行った後、除染作業を行った。当該事象により作業員の内部被ばくの発生はなく、また周辺環境への影響はなかった。その後、使用者は火災の発生原因について検証実験を含めた調査を実施した。結果、廃棄物容器中の内容物に残存又は付着していた試薬である硝酸が、廃棄物整理作業中に廃棄物容器に投入した粉末消火剤と化学反応により発熱したこと
及び当該反応により生じた生成物がさらに廃棄物容器中に残存又は付着していた試薬（還元剤）と反応し発熱したことが最も可能性の高い原因との結論を得た。
2021年6月10日に日本核燃料開発株式会社（使用者）から連絡があった「自動火災感知設備の点検結果に関する不適切な報告」について詳細を確認したところ、下記のことが判明した。
使用者は自動火災報知器の点検を実施したところ、その点検をサポートした社員から上長に、長い間点検を実施していな ー
い差動式スポット型感知器（以下「感知器」という。）がアイソレーションエリアに4台あり、点検報告書では正常と記載していることが報告された。

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８月２９日 意見交換会議用資料案（８月２２日 事前面談用資料）

資料７－１

核燃料施設におけるCAP活動の改善

核燃料施設等監視部門

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DRAFT
１．CAP活動を実施する意義○ＣＡＰを推進することにより，重要な問題の発生を未然に防止する。
○ＣＲ情報を分析することにより、発生傾向を把握し，保安活動に重大な影響が発生する前に課題等を発見・検知し，問題の未然防止を図る。
○規制庁のＭＯにおいて、ＣＡＰにより一層安全性が高まっており、個々の安全意識が涵養される旨の意見を得ている。
イメージ
事故（１）

不適合事象
（軽微な事象）

不適合情報

ＣＲ情報

（２９）

気づき、異常（３００）2- 93 -

DRAFT
２．現状①検査官の受け止め
新検査制度の開始に伴い導入されたＣＡＰ活動の状況について、核燃料施設を所掌している規制事務所から、以下のコメントを受けている。
• 品質保証委員会で実施、事務局がまとめた資料を確認するだけの場に見える。活発な活動状況とはいえない• ＣＡＰを開始してから時間がたっていないため、まだ不適合管理とＣＡＰがなじんでいない• 予定していたＣＡＰ会議が（別の予定が優先され）延期されることが多く、会議の位置づけは薄いと感じた• 現場作業責任者もどのような事象をＣＡＰに挙げるのか殆ど不明な状況ではないかと思えている3- 94 -

DRAFT②事業者の意見
核燃料施設の設置者からは、主に以下のコメントを受けている。
• 事業所内のＣＲ情報を収集することで、トラブルの原因となる組織的な弱みを把握し、未然防止活動を行いたい。その際、どのようなCR情報の分析が有効なのか知りたい。
• 原子力規制検査において、ＣＡＰ情報のインプットの件数が少ないことをもって、ＣＡＰ活動が低調であるような印象を持たれるケースが見受けられる。不適合の発生件数の増減の傾向、取り扱っているＣＡＰ情報の質等を踏まえて、事業者のＣＡＰ活動の有効性を評価するべきだと思うが、如何か。
• 動きのある事業所にとっては、日常的に色々と改善情報等が挙がり、CAP活動は有意義なものと考えるが、活動がほとんどない（廃止措置施設等の廃棄物の管理が主な施設）施設においては、施設が静的状態であることから業務改善内容を見いだすことが逆に難しく、悩ましい時がある。その場合、どのような視点に切り替えて業務改善内容を見いだしたらよいかアドバイスを頂
戴したい。

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DRAFT
３．対応の考え方
Ｑ１ 事業所内のＣＲ情報を収集することで、トラブルの原因となる組織的な弱みを把握し、未然防止活動を行いたい。その際、どのようなCR情報の分析が有効なのか知りたい。
A1 例えば、米国のNUREG２１５４（Acceptability ｏf Corrective Action Programs for Fuel Cycle Facilities） 5.3
Significance Assessment and Casual Evaluation には、下記の内容を評価条件とすることが重要とされています
・従業員、一般公衆、環境への影響があるもの
・規制要件を満たす上での重要性があるもの
・原子力安全に関する重要な設備の信頼性、保守性への影響があるもの
・再発防止対策、再発の可能性があるもの
・特定の事象以外への波及的影響を与える可能性があるもの
特に、安全に重大な影響を及ぼすものは以下を含んているかもしれない
・安全・安心に不利な複数の事象が続いている事象
・設計、製造、建設、またはプロセスの不備の事象
・大規模な修理が必要となったシステム、コンポーネント、または施設の損傷事象
・コンピュータ プログラムで、保存的ではないエラーが検出された事象
・手順書の一部が遵守されないことが繰り返し発生している事象
これらを参考にして下さい。

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DRAFT（参考）NUREG-２１５４

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DRAFTＱ２ 原子力規制検査において、ＣＡＰ情報のインプットの件数が少ないことをもって、ＣＡＰ活動が低調であるような印象を持たれるケースが見受けられる。不適合の発生件数の増減の傾向、取り扱っているＣＡＰ情報の質等を踏まえて、事業者のＣＡＰ活動の有効性を評価するべきだと思うが、如何か
Ａ２
・NRCにおいて、CAPの活動状況を確認するガイドとして、IP88161（核燃料サイクル施設における是正措置プログラム（CAP）の実施)があり、以下の視点が記載されています。
当該ガイドにおいては、検査の視点として以下が掲げられています。
①CAPの運営組織には、実務部門から独立した部門を含んでいるか②CAPの権限について文書化されているか③組織の大きさ、安全上の重要度と釣り合う評価が実施されているか④パフォーマンスが悪い方向に向かっていないか分析されているか・CAP情報の質を定量的に評価することは困難ですが、規制庁としては、③の視点が重要と考えます。

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DRAFT（参考）IP88161③④
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DRAFTＱ３ 動きのある事業所にとっては、日常的に色々と改善情報等が挙がり、CAP活動は有意義なものと考えるが、活動がほとんどない（廃止措置施設等の廃棄物の管理が主な施設）施設においては、施設が静的状態であることから業務改善内容を見いだすことが逆に難しく、悩ましい時がある。
その場合、どのような視点に切り替えて業務改善内容を見いだしたらよいかアドバイスを頂戴したい。
Ａ３
例えば、静的施設の視点として以下が考えられます。
・他の静的状態の施設において発生した事例を収集、自らの施設に当てはめて、改善を検討
・最近の不適合の三大要因（ボルトの締つ付け不足、異物管理、取替部品（変更管理））に関係しそうなパトロール情報
・訓練反省事項
・協力会社からの改善意見など

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DRAFT
４．CAP活動の更なる改善①発電炉のCAP会議へのベンチマーク→日本原子力発電の協力のもと、９月上旬に東海第２原子力発電所への調査を予定（現在約１５事業者の参加を予定）②核燃料施設の規制検査で得られた情報の共有→四半期ごとに実施している核燃料施設事業者との面談で実施

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（主要部分のみ抜粋）

DRAFT

参考１

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