検査制度見直しに関する原子力事業者等との面談資料
令和４年１月２４日
原子力規制庁検査監督総括課

第７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１月２８日（金）

１４：３０～１７：３０

２．場

所

原子力規制委員会

Ｂ・Ｃ・Ｄ会議室

３．議 題
議題１

議題２

議題３

１３階

令和３年度の振り返り①令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況及び改善の取組②原子力事業者等からの意見
各事業者における CAP システムの運用状況①北陸電力株式会社②中国電力株式会社③四国電力株式会社
核燃料施設等の重要度評価手法について

４．配布資料
資料１－１

令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況及び改善の取組（原子力規制庁）
資料１－２ 検査制度及び運用の改善に関する検討スケジュール（原子力規制庁）
資料１－３ ●●●（原子力エネルギー協議会）
資料２－１ ●●●（北陸電力株式会社）
資料２－２ ●●●（中国電力株式会社）
資料２－３ ●●●（四国電力株式会社）
資料３
ウラン加工施設に係る重要度評価簡易的な仕分けフロー（案）（原子力規制庁）（参考資料）①令和３年度第１四半期の原子力規制検査等の結果（第 23 回原子力規制委員会）
https://www.nsr.go.jp/data/000360322.pdf②令和３年度第２四半期の原子力規制検査等の結果（第 45 回原子力規制委員会）
https://www.nsr.go.jp/data/000371487.pdf-1-資料１－１

令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況
及び改善の取組

原子力規制庁
検査監督総括課-2-

１．令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況(1/4)（１）全体概要➢ 日常検査（規制事務所の検査官が主に実施）、チーム検査（本庁の検査官が主に実施）ともに、計画どおりに実施した。
➢ 検査指摘事項は１４件確認された。内訳は以下の通り。
実用炉

核燃料施設等

合計

原子力施設安全及び放射線安全関係

９

４

１３

核物質防護関係

１

０

１

１０

４

１４

合計

※全て「緑」（核燃料施設等は「追加対応なし」）の判定。

-3-

1

１．令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況(2/4)（２）検査指摘事項（原子力施設安全及び放射線安全関係）（１/２）
件名

第
１
四
半
期

概要

重要度
深刻度

1

事業者の内部監査において、東海第二発電所の緊急時対策室換
東海第二発電所 緊急時対策室換気浄化設 気浄化設備の緊急時用フィルタユニットが２０１１年以降適切に備の機能確認の不備
維持されていなかったことが判明した。

緑
SL Ⅳ

2

充てん／高圧注入ポンプ配管室の現場確認を実施したところ、
高浜発電所４号機 充てん／高圧注入ポン 天井に取り付けられている火災感知器のうち、煙感知器１台が換
プ配管室における煙感知器の不適切な箇所 気口の空気吹き出し口から水平距離で１．５ｍ以上必要とされてへの設置いるところ、約１．１ｍ離れた箇所に設置されていた。

緑
SL Ⅳ

3

高浜発電所３号機 ほう酸ポンプ室前の通 ほう酸ポンプ室前の通路天井に設置されていたケーブルトレ路に設けられた煙感知器の不適切な箇所へ イを１時間耐火シートで覆ったため天井面が約９０ｃｍ低くなの設置
り、煙感知器が周囲を囲まれた、くぼみに設置されていた。

緑
SL Ⅳ

4

２０１８年、３号機燃料取替装置においてゴム製Ｏリングの経年劣化による駆動用空気漏れが発生した際、是正処置として
大飯発電所４号機 燃料取扱装置における 同一機種である４号機も含めてゴム製Ｏリングを使用した部位
不適切な是正処置についてに対する適切な是正処置を実施すべきであったが、４号機の同一機器を是正処置の対象にしなかった結果、２０１９年、４号
機燃料取替装置において同様の空気漏れが再発していた。

緑
SL Ⅳ

5

再処理施設セル内の高汚染区域における作業員（放射線業務
日本原燃株式会社再処理事業所（再処理施 従事者）への放射線防護計画の状況を確認していたところ、短指摘事項設）放射線防護具（呼吸保護具）の不適切 時間作業（１時間未満）の場合、適切な呼吸保護具が選定され （追加対応なし）
な選定方法についてない可能性がある手順（マニュアル）を運用し、不適切な保護SL Ⅳ具を選定していたことを確認した。

6

低放射性グローブボックス内部の廃棄物整理作業実施中、使
公益財団法人核物質管理センター六ヶ所保 用する試薬等の取扱いに関するルールが不足していたことによ
指摘事項
障措置センター 低放射性グローブボック り、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か （追加対応なし）
ス内の火災事象
SL Ⅳ
ら発火した。

-4-2

１．令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況(3/4)（２）検査指摘事項（原子力施設安全及び放射線安全関係）（２/２）
件名

第
２
四
半
期

概要

重要度
深刻度

7

２号機中央制御室換気空調系逆流防止ダンパ計５台について、
女川原子力発電所 中央制御室換気空調系 ３号機同系の逆流防止ダンパの閉止不能を踏まえた是正処置対における是正処置の未実施
象設備としていたにもかかわらず約２年もの間、保全方式が見直されることなく点検が実施されていなかった。

緑
SL Ⅳ

8

定期検査中の３号機において、タービン動補助給水ポンプによ美浜発電所３号機 タービン動補助給水ポ る蒸気発生器への実注入試験を行っていたところ、ポンプ入口
ンプの不適切な保全による待機除外
ストレーナにスラッジが蓄積してストレーナ差圧が上昇したた
め、当該ポンプを停止させ、待機除外とした。

緑
SL Ⅳ

9

高浜発電所４号機
切な管理

屋内消火栓元弁の不適 ４号機中間建屋１階にある屋内消火栓１台の消火水の供給元弁が、本来は全開状態であるべきところ、全閉状態であった。

緑
SL Ⅳ

10

高浜発電所 固定式周辺モニタリング設備 固定式周辺モニタリング設備のモニタポストから中央制御室野
外モニタ中央監視盤等への空間線量率の測定データの有線伝送の伝送系の多様性確保に係る不備が途絶えたことにより無線伝送も途絶えた。

緑
SL Ⅳ

11

４号機原子炉キャビティ除染工事に従事していた作業者の鼻腔
高浜発電所４号機 原子炉キャビティ除染 入口に10kcpmの汚染が計測された。事業者マニュアルの基本フ
工事の身体汚染における内部摂取判断の不 ローでは核種組成等の確認、鼻腔入口の汚染を吸入することに備
よる内部摂取の可能性を評価することになっていたが実施していなかった。

緑SL Ⅳ

12

日本核燃料開発株式会社の廃棄物セルに設 廃棄物セルに設置の自動火災報知設備は、テストスイッチによ指摘事項
置された自動火災報知設備の不適切な点検 る警報吹鳴の点検だけが行われており、当該セル内の熱感知器 （追加対応なし）
方法の感知機能の点検が行われていなかった。
SL Ⅳ

13

株式会社グローバル・ニュークリア・フュ 従業員が管理区域から退出する際、身体表面密度の検査を意図
指摘事項
エル・ジャパンにおける第１種管理区域か 的に実施しなかった。
（追加対応なし）
ら退出した従業員の身体表面密度の検査不 当該従業員への聞き取り調査によると、検査を実施せず管理区
SL Ⅳ
実施
域から退出したことが過去に複数回あった。
（通知あり）-5-3

１．令和３年度上期の原子力規制検査の実施状況(4/4)（２）検査指摘事項（核物質防護関係）
件名
第
１
四
半
期

14

概要

中部電力株式会社浜岡原子力発電所にお 立入制限区域出入口において、破壊の用に供され得る物品の持ける核物質防護事案（出入管理）
込み点検が未実施だったもの。

重要度
深刻度
緑
SL Ⅳ

３．その他の実績
追加検査①柏崎刈羽原子力発電所ＩＤカード不正使用事案と核物質防護設備の機能の一部喪失事案に対する追加検査
深刻度「SLⅣ」の通知①日本核燃料開発株式会社における自動火災報知設備の点検の未実施及び不適切な記録②伊方発電所における宿直中の重大事故等対応要員の無断外出③株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパンにおける第１種管理区域から退出した従業員の身体表面密度の検査不実施（No.13と同件）-6-

4

２．運用改善の取組（１／２）（１）核物質防護に係る原子力規制検査の体制強化①原子力規制事務所へ核物質防護対策官の配置
・令和３年度より、現地に常駐する原子力規制事務所の検査官が、核物質防護措置に係る是正措置プログラム（CAP）の確認等を含めた現場の確認や巡視を実施している。
・これに加え、検査官（核物質防護対策官）を増員して原子力規制事務所に配置
し、核物質防護に係る原子力規制検査の体制を強化する。（令和４年度）②核物質防護体制の充実強化事業【参考１】・原子力規制事務所と本庁間で、核物質防護に関する資料など機密性が高い情報を扱うため秘匿性の高いネットワーク等の環境を整備する。（令和４年度）（２）本庁管理職による検査現場視察
・本庁管理職が現地に赴き、検査活動や事業者とのコミュニケーションなど現場の検査官の活動の確認を実施した。
日常検査:９事務所(熊取､高浜､福島第二､六ヶ所､川崎､泊､敦賀､志賀､浜岡)
チーム検査:１チーム(大飯)（３）外部有識者による現場視察
・原子炉安全専門審査会及び核燃料安全専門審査会の審査委員による現場視察
美浜：３名、玄海：４名、大飯：３名-7-5【参考１】核物質防護体制の充実強化事業

引用：「原子力規制委員会の令和４年度当初予算案等の概要」令和３年度第56回原子力規制委員会-8-6

２．運用改善の取組（２／２）（２）令和３年度の運用を踏まえた運用改善の検討①検査官からの意見
・検査制度の運用やガイド類の見直しについて検査官からの意見を募集している【参考２】（ご意見）・事務所と本庁とのWeb会議についての運用改善
・検査官の教育に対する提案（官民交流による専門性の向上） など・検査官の意識調査（アンケート等）を実施し分析を行う予定。
②外部有識者からの意見
・原子炉安全専門審査会及び核燃料安全専門審査会の審査委員による現場視察【参考３】（ご意見）・事務所と本庁とのWeb会議を継続的に改善しつつ、より効果的な実施・規制庁の中での検査官のキャリアパスの位置づけ（人材育成）など
上記に加え、意見交換会合等で頂いた意見を踏まえ、運用の改善を検討し、必要に応じて検査ガイド類の改正を検討する。
スケジュール（予定）
令和３年度

１２月

１月

令和４年度

２月

３月

４月

▼第３四半期報告

インプット情報の収集､評価▼第４四半期報告▼総合的な評定

運用改善の検討
ガイド類の見直し

炉安審委員による検査現場の視察（美浜、大飯、玄海）
検査官の意識調査（アンケート調査）

５月

-9-

7

資料１－２
原子力規制庁検査監督総括課

検査制度及び運用の改善に関する検討スケジュール
２０２１年度タスク
4
原子力規制委員会
検査制度に関する意見交換会合

第１ 四半期
5
6
7▼報告（四半期）▼報告（総合的な評定）▼第６回

制度及び運用の改善検討
1 原子力規制検査の事業者の取り組み＜新規＞(1)CAPシステムの運用状況＜事業者＞①CAPシステムの概要②１年間の運用実績③１年間の運用実績を踏まえた課題と改善④その他

第２ 四半期
8
報告（四半期）

9

10

２０２２年度以降
第３ 四半期
11
報告（四半期）

12

第４ 四半期
2
報告（四半期）

1

3
報告（四半期）報告（総合的な評定）▼第７回▼関電、九電▼四電、中国電、北陸電＜事業者＞CAPシステムの運用状況（各回２～３社（電力会社から順次））(2)自主ＰＩの取組状況＜事業者＞※3.(4)と関連＜事業者＞自主ＰＩの取組状況（適宜、取組状況の確認）

2 原子力規制検査の運用状況の確認①原子力規制検査の四半期報告②原子力事業者からの意見▼第４四半期報告▼第１、２四半期報告
四半期報告（四半期ごと）③総合的な評定3 当面の課題(1)検査制度を継続的に改善する仕組み
ａ．継続的な改善の運用▼令和２年度総合的な評定▼令和３年度総合的な評定▼ガイド案の提示（第２段階）
令和2年度
改善の検討

▼事業者等からの意見

インプット情報※の収集、評価（適宜、意見交換会合等で収集）【中長期】制度の継続的改善に係る自己評価指標の設定（検査制度に係るﾊﾟﾌｫｰﾏﾝｽ指標、制度目的の達成度）
課題と改善案、ガイド類への反映

改善の検討

継続的な改善の運用※①検査官からの直接的意見、②本庁による現場調査等、③事業者からの直接的意見、④第３者からの意見（学協会等）、⑤海外等情報、⑥原子力安全に係る新知見等

ｂ．検査官の意識調査

課題と改善案、ガイド類への反映
令和2年度(2)核燃料施設等の重要度評価手法
ａ．核燃SDP 再処理、加工・試験研究炉

検査官の意識調査（アンケート等の実施、分析・評価）▼試運用の中間報告と簡易評価の修正案
ガイド類への反映▼議論
評価手法の検討／加工施設による試運用▼規制対応の上限に係る議論
他施設の検討(3)ＰＲＡモデルの活用拡大
ａ．レベル1 PRA 適切性確認
柏崎刈羽７、高浜３／４、川内１／２ほか（適宜、確認状況の報告）＜事業者＞PRA適切性確認における指摘事項等の取組状況の確認（適宜、確認状況の報告）

ｂ．レベル1.5PRA 適切性確認
大飯３／４、玄海３／４（適宜、確認状況の報告）

ｃ．リスク評価の範囲拡大
溢水、地震等の外的事象にかかるリスク評価手法の検討（適宜、確認状況の報告）(4)横断領域
ａ．原子力規制検査での横断領域の取扱い【中長期】原子力規制検査での横断領域の取扱い※NRCの検討状況を踏まえる

NRCの検討状況(5)執務環境の改善▼炉安審(1/14)
炉安審委員による現場視察
課題と改善案、ガイド類への反映

ａ．外部有識者の方による現場視察

外部有識者の方による現場視察、意見交換、課題の抽出

改善の検討(6)検査に係る技術的事項の認識共有
必要に応じて、検査に係る技術的事項について議論(7)関係者とのコミュニケーションのあり方※新たな仕組みへ移行するまで、既存の仕組みで関係者とのｺﾐｭﾆｹｰｼｮﾝを継続

関係者とのコミュニケーションのあり方の検討

原子力学会WGとの連携(1)原子力学会WGの状況＜原子力学会＞検査制度の効果的な実施に関する検討WGとの連携（適宜）- 10 -

令和４年１月２４日
第７回意見公開会合

面談資料

資料３ ドラフト版

ウラン加工施設に係る重要度評価
簡易的な仕分けフロー（案）- 11 -

１．検討実績○原子力規制委員会
令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会○意見交換会合
令和2年8月27日 第1回検査制度に関する意見交換会合
令和2年11月6日 第2回検査制度に関する意見交換会合
令和2年12月22日 第3回検査制度に関する意見交換会合
令和3年2月25日 第4回検査制度に関する意見交換会合
令和3年6月4日
第6回検査制度に関する意見交換会合
令和４年1月28日 第7回検査制度に関する意見交換会合（今回）○事例検討会（参加者：日本原燃（株） 、 三菱原子燃料（株） 、 原子燃料工業（株） 、（株）グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 、日本原子力研究開発機構、他）
令和3年6月29日 第1回ウラン加工SDP事例検討会
8月27日 第2回ウラン加工SDP事例検討会
10月19日 第3回ウラン加工SDP事例検討会
令和４年1月6日 第4回ウラン加工SDP事例検討会○検査官からの意見聴取
適宜実施- 12 -

1２．原子力規制委員会での主なコメント

図：令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー委員会での主なコメント
・汚染のおそれのない区域で汚染したら、そっちの方が大ごと。
・ふっ化水素が発生しても汚染のない区域に留まるなら追加対応なしとなるが、それでいいか疑問。
・「防護層」の表現は「防護策」の方がよい。
・シンプルであればあるほどいい。
・余り堅く考えない方がいい。現場がやりやすいようにすることが一番。

- 13 -

2

３．事例検討会での主なコメント
９つの具体事例※※重要度が高くなると思われる過去事例、仮想事例を選定。
具体事例は、P.9～P.17参照。

（注：検討の過程において適宜改正されたフローを使用）
図：令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー

事例検討会での主なコメント（注）検討会では適宜改正されたフローを使用。

・施設への安全機能の影響をどのように評価すべきか、人によって判断が分かれてしまうおそれがある。
・同じ加工施設であっても、施設の設計によって防護層の判断が変わる。
・設問Ⅲで「No」となり「追加対応なし」となる事例が多い。そのことから、設問Ⅲを冒頭に移動させた方が効率的ではないか。
・設問Ⅲについて、評価内容を作業環境にすべきか否か（監視領域との関係から現状のままとする）- 14 -

3

４． 第４回SDP事例検討会で用いたフロー原子力施設安全に係る検査指摘事項
Ⅰ-B

Ⅰ-A
通常時とは異なる状態か安全装置が作動
したか
安全確保のために手動操作を要したか

No

Yes

Yes
Ⅱ-B

Ⅱ-A
設置許可における設計基準
事故かNo

設置許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下
であったか

No
安全機能は喪失したか

Yes

Yes

Ⅲ

No

追
加
対
応
な
し

No

Yes

重要度評価・規制措置会合（SERP）

追加対応あり図：令和４年１月６日 第４回SDP事例検討会で用いたフロー- 15 -

4５．論点（１／２）（設問Ⅲの順序）

原子力施設安全に係る検査指摘事項

Ⅰ-B

Ⅰ-A
通常時とは異なる状態か

コメント
・設問Ⅲで「No」となり「追加対応なし」となる場合が多い。そのことから、設問Ⅲを冒頭に移動させた方が効率的ではないか。

No

安全装置が作動
したか
安全確保のために手動操作を要したか

Yes

Yes
Ⅱ-B

Ⅱ-A
設置許可における設計
基準事故か

対応案

No

Ⅲ

設置許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか

安全機能は喪失したか

No

Yes

Yes

・国内の実績を踏まえると設問Ⅲを取り扱うケースは非常に稀であると考えられることから、効率的な視点よりも、深層防護（内側から外側）の考え方に沿って、安全機能の劣化の程度を確認する順（現状案）とする。

No

追
加
対
応
な
し

No

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）

追加対応あり図：令和４年１月６日 第４回SDP事例検討会で用いたフロー- 16 -

5６．論点（２／２） （設問Ⅰの意義）
経緯
原子力施設安全に係る検査指摘事項

・当初は、核燃料物質を取り扱う場所、工程（ハザード）を評価する設問としていた。（委員会提示版）
・委員会でのコメントを踏まえ、設計基準事故に至る可能性がある事象を評価する設問に改定した。
（第４回SDP事例検討会提示版）

Ⅰ-B

Ⅰ-A
通常時とは異なる状態かNo

安全装置が作動
したか
安全確保のために手動操作を要したか

Yes

Yes
Ⅱ-B

Ⅱ-A

コメント

設置許可における設計
基準事故か・設問Ⅰ－Aでは指摘事項と判断された事象を評価することになるが、指摘事項は通常時と異なる場合が多く、設問Ⅰ－Aと指摘事項の判断が重複しているのではないか。

No

対応案

・設問Ⅰは設問Ⅱに包含されるものであり、設問Ⅰがない場合でも本フローが機能することから、設問
Ⅰ－A・Ⅰ－Bを削除する。

設置許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか

安全機能は喪失したか

No

Yes

Yes
Ⅲ

No

追
加
対
応
な
し

No

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）

追加対応あり図：令和４年１月６日 第４回SDP事例検討会で用いたフロー- 17 -

6

７．簡易的な仕分けフロー（今回提示版）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

放
射
性
物
質
の
放
出
の
可
能
性

事業許可における設計
基準事故か

No

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※３No
安全機能は喪失※２したか

Yes

Yes

※１ 臨界安全、ふっ化水素の漏
えいに関する指摘事項など本フローで取り扱えない場合はSERPで詳細評価を実施する。

No

追
加
対
応
な
し

※２ 安全機能が喪失したかの判断
は、保安規定を参照する。保安規定から判断できない場合はYesに進む。
※３（例）閉じ込めに係る壁、堰等の障壁及び換気設備

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）

追加対応あり図：令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版➢ 実用炉で用いられる炉心損傷頻度（CDF）等ではなく安全機能の劣化を評価➢ 実用炉の深層防護の概念を参考に作成- 18 -

7

９．今後の予定➢ 原子力規制委員会（今年度中）➢ 附属書９「定性的な判断基準による重要度評価ガイド」の改正➢ 再処理施設等の簡易的な仕分けフローの検討- 19 -

8

【漏えい】 事例１：配管点検口からのウラン粉末の室内漏えい

第１種管理区域内の二酸化ウランペレットを製造する成型機において、成型作業中に微量のウランの飛散が確認された。
飛散したウラン量は約9.9×105 Bq（二酸化ウラン粉末で約８ｇ）であり、報告の目安値3.7×105 Bqを超過した。

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー

令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・1者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・3者がⅢで追加対応なしと判断

・Ⅲで追加対応なしと判断- 20 -

9

【火災・爆発】 事例２：焼結炉の過加熱防止インターロックの作動
操業中のガドリニア焼結炉Ｂ号機の温度調節器に故障が発生した。故障警報確認後、温度制御盤のリセットボタンを押したが正常状態に復帰しなかったため、停止中のガドリニア焼結炉Ａ号機から同型の温度調節器を取り外し、Ｂ号機に取付けたところ、警報発報とともに当該焼結炉ヒータの電源が遮断した。その後、復旧のためにヒータ電源の投入操作を行ったが再度遮断する事象が４回繰り返され、全警報が解除されるまでの間、計５回ヒータ電源遮断及び投入が繰り返された後、焼結炉内の温度が正常値に復帰した。事象分析を行ったところ、前記５回のヒータ電源遮断の内過加熱防止インターロックが３回作動、内２回は炉内温度が熱的制限値（1,800℃）に到達していたことが確認された。
令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・1者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・3者がⅢで追加対応なしと判断

・Ⅲで追加対応なしと判断- 21 -

10

【漏えい】 事例３：放射性廃棄物入りドラム缶からの漏えい
汚染のおそれのない第２種管理区域において放射性廃棄物入り200ℓドラム缶からの漏えい物を発見した。サンプリングして分析した結果、11000Bq（法令報告基準の約３０分の１）のウランが検出された。
ドラム缶からの漏えいによる作業者のけがや放射線による被ばくはなかった。また、環境への影響もなかった。漏えいの原因調査のため、ドラム缶を開封し、内容物の調査及び漏えい部の観察を実施したところ、内容物に腐食の要因と考えられる水分や酸を含んでいた廃棄物が収納されていた。
令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・1者がⅠ-Bで追加対応なしと判断
・1者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・3者がSERPで詳細評価と判断

・SERPで詳細評価と判断- 22 -

11

【閉じ込め】 事例４：フードボックスの負圧異常（局所排気系統の排風機停止）
成型工場の作業者が、粉末調整を行うためのフードボックス内でウラン粉末容器を取り扱い中に、差圧がないことを確認した。差圧はなかったものの、ウラン粉末容器は密封されていた。

令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・2者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・2者がⅢで追加対応なしと判断- 23 -

・Ⅲで追加対応なしと判断12

【火災・爆発】 事例５：ウラン濃縮工場 補助建屋（管理区域外）
における火災補助建屋（管理区域外）において、ディーゼル発電機Ａ点検中の試運転を行っていたところ、同発電機制御盤からの発火を確認した。ディーゼル発電機Bは健全であった。

令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・1者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・3者がⅢで追加対応なしと判断

・Ⅱ-Bで追加対応なしと判断- 24 -

13

【閉じ込め】 事例６:排風機電源ケーブルの焦げ跡

排風機Aの分解点検のため、排風機AからBへ切替えを実施した。分解点検を開始した後、排風機Bの電源ケーブル（U相端子台周囲）に焦げ跡を発見した。焦げ跡発見後においても、施設内の負圧を維持するために排風機Bは運転を継続した。

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー

令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

Ⅱ-B

Ⅱ-A
事業許可における設計基
準事故※３か

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes
重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

追加対応あり・3者がⅢで追加対応なしと判断
・1者がSERPで詳細評価と判断

・Ⅱ-Bで追加対応なしと判断- 25 -

14

【漏えい】 事例７:ウラン濃縮工場管理廃水処理室内におけるシリンダ洗浄後の廃水の漏えい
管理廃水処理室内（第１種管理区域内）において、シリンダ洗浄後の廃水を脱水処理するため、脱水機凝集液ポンプを起動した。その後、協力会社社員が当該ポンプ付近から漏えい拡大防止用の堰内に廃水が漏えいしているのを発見した
ため、直ちに当該ポンプを停止した。漏えい量は約７ リットルであった。
令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

検査指摘事項

Ⅰ-A
臨
界
安
全
に
係
る
指
摘
事
項
と
思
わ
れ
る
案
件

Ⅰ-C

Ⅰ-B

「汚染のおそれのある区域」で発生したものか

No

汚染が
発生したか

No

「汚染のおそれのある区域」にある原子力施設安全の監視領域に関連する安全機能に影響を与えたか（運用面含む）No
事業許可における設計基
準事故※３か

Yes

Yes

A

Ⅱ-A

Yes
Ⅱ-B

ＤＢＡが発生したか
又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に影響を与えたか

原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

No

Yes

No

追
加
対
応
な
し

Yes

Yes
A

SERPで詳細評価

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes

Ⅲ
閉じ込めの為の防護策が１以下であったか。

Ⅱ-B

Ⅱ-A

重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

No
Ⅳ

追加対応あり被ばくに係る事案で、本フローとは別に評価した結果

・Ⅱ-Bで追加対応なしと判断・2者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・1者がⅢで追加対応なしと判断
・1者がSERPで詳細評価と判断- 26 -

15

【火災・爆発】 事例８：廃棄物処理施設の火災
放射性廃棄物を溶融処理中、溶融炉の排出口付近から出火した。直ちに鎮火されたが、溶融炉設置室内（第１種管理区域）に放射性廃棄物の溶融物の一部が漏えいした。

令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

検査指摘事項

Ⅰ-A
臨
界
安
全
に
係
る
指
摘
事
項
と
思
わ
れ
る
案
件

Ⅰ-C

Ⅰ-B

「汚染のおそれのある区域」で発生したものか

No

汚染が
発生したか

No

「汚染のおそれのある区域」にある原子力施設安全の監視領域に関連する安全機能に影響を与えたか（運用面含む）No
事業許可における設計基
準事故※３か

Yes

Yes

A

Ⅱ-A

Yes
Ⅱ-B

ＤＢＡが発生したか
又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に影響を与えたか

原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

No

Yes

No

追
加
対
応
な
し

Yes

Yes
A

SERPで詳細評価

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes

Ⅲ
閉じ込めの為の防護策が１以下であったか。

Ⅱ-B

Ⅱ-A

重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

No
Ⅳ

追加対応あり被ばくに係る事案で、本フローとは別に評価した結果・Ⅲで追加対応なしと判断

・4者がⅢで追加対応なしと判断- 27 -

16

【閉じ込め】 事例９:燃料棒加工室の負圧異常
燃料棒加工室の負圧警報検査が終了し、復旧操作（インターロックを解除）を行ったところ、燃料棒加工室の差圧警報が発報した。負圧計は一時的に最大＋8 Pa を示し、その後、給気ダクトの可変バルブを調整したところ、負圧が回復した。なお、燃料棒加工室では核燃料物質の取扱いは行っていなかった。
給気ダクトの可変バルブを最大開の状態で固定したため、部屋への給気流量が過大となり、負圧が維持できなくなった
ことが原因。
補足：負圧異常時に給気側の可変ダンパーを閉じるインターロックが働く。負圧警報検査時は、これを防止するため、検査前に指示調節部を操作して可変ダンパーを固定する措置を採る。
令和４年１月２８日 第７回意見公開会合提示版フロー

令和3年6月30日 第17回原子力規制委員会で報告したフロー（規制庁のみ評価）（規制庁及び各事業者等が評価）

原子力施設安全に係る検査指摘事項※１

検査指摘事項

Ⅰ-A
臨
界
安
全
に
係
る
指
摘
事
項
と
思
わ
れ
る
案
件

Ⅰ-C

Ⅰ-B

「汚染のおそれのある区域」で発生したものか

No

汚染が
発生したか

No

「汚染のおそれのある区域」にある原子力施設安全の監視領域に関連する安全機能に影響を与えたか（運用面含む）No
事業許可における設計基
準事故※３か

Yes

Yes

A

Ⅱ-A

Yes
Ⅱ-B

ＤＢＡが発生したか
又はＤＢＡ発生を阻止するための機能に影響を与えたか

原子力施設安全の監視領域に関連する施設の安全機能に悪影響を与えたか

No

Yes

No

追
加
対
応
な
し

Yes

Yes
A

SERPで詳細評価

No

Yes

Yes
Ⅲ

事業許可における閉じ
込めの為の防護策が１以下であったか※５安全機能は喪失※４したか

No

No
追
加
対
応
な
し

Yes

Ⅲ
閉じ込めの為の防護策が１以下であったか。

Ⅱ-B

Ⅱ-A

重要度評価・規制措置会合（SERP）※６

No
Ⅳ

追加対応あり被ばくに係る事案で、本フローとは別に評価した結果・1者がⅡ-Bで追加対応なしと判断
・1者がⅢで追加対応なしと判断

・SERPで詳細評価と判断- 28 -

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