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３月２４日
原子力規制庁検査監督総括課

第８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３月２９日（火）１４：３０～１８：００

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

令和３年度の振り返り①令和３年度第３四半期の原子力規制検査の実施状況②原子力事業者等からの意見
・前回会合での事業者意見に対する対応方針
・PRA モデルの改善課題に対する対応状況の確認
・その他
ガイド類の改正の方向性
各事業者における CAP システムの運用状況①東北電力株式会社

４．配布資料
資料１－１
資料１－２
資料１－３
資料１－４
資料１－５
資料１－６
資料２－１
資料２－２
資料２－３
資料３

１３階

令和３年度第３四半期の原子力規制検査の実施状況（原子力規制庁）
事業者意見に対する対応方針（原子力規制庁）
第９回原子炉安全基本部会・第３回核燃料安全基本部会における弊社意見について（四国電力株式会社）
伊方３号機レベル１PRA モデルの適切性確認で示された課題への対応状況について（四国電力株式会社）
国内原子力発電所の一般機器故障率の推定（PRA 用原子力機器
信頼性パラメータの整備）（一般財団法人電力中央研究所）
検査制度に関する事業者意見（原子力エネルギー協議会）
原子力規制検査に関するガイド類の見直しについて（原子力規制庁）
原子力施設を管轄する労働基準監督署と原子力規制事務所との連携について（原子力規制庁）
原子力事業者等との検査制度の運用に関する意見交換事項（原子力規制庁）
CAP システムの運用状況について（東北電力株式会社）（参考資料）①令和３年度第３四半期の原子力規制検査等の結果（第 65 回原子力規制委員会）
https://www.nsr.go.jp/data/000381277.pdf-1-

令和３年度第３四半期の原子力規制検査の実施状況
令和４年３月２９日
原子力規制庁
検査監督総括課-2-令和３年度第３四半期の実績(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12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

11

0

11

核物質防護関係

1

0

1

12

0

12

合計
※全て「緑」の判定。

-3-1

令和３年度第３四半期の実績(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）（１/３）
件名

概要

重要度
深刻度

柏崎刈羽原子力発電所６号機 ６号機において、中央制御室外気取入れダンパ（Ａ）の弁体が誤った
不適切な未然防止処置による 角度で組み込まれていたため、全開操作したところ、中間開度で動作停
1 中央制御室換気空調系外気取 止した。
入れダンパ（Ａ）の弁体のこの誤った角度での弁体の組込みは、過去に運転経験情報として入力
誤った組込みされていたにもかかわらず、適切に反映されていなかった。

緑
SL Ⅳ

柏崎刈羽原子力発電所７号機 定期事業者検査中の柏崎刈羽原子力発電所７号機において、蓄電池室
蓄電池室（区分Ⅳ）内におけ （区分Ⅳ）内の天井に据え付けられている火災感知器４台（熱感知器及る火災感知器の不適切な箇所 び煙感知器各２台）のうち、煙感知器１台が換気口の空気吹き出し口か2への設置
ら水平距離で1.5ｍ以上離隔されていないことを検査官が確認した。
その後、事業者が火災感知器の総点検を実施した結果、移設が必要な
火災感知器が多数確認された。

緑
SL Ⅳ

美浜発電所３号機
運転中の美浜発電所３号機において、格納容器貫通部エリアにおいて、格納容器貫通部エリアにおけ ケーブルトレイが耐火シートで天井まで覆われ、はりが設けられている
緑3
る煙感知器の不適切な箇所へ ような状態となっており、そこから0.6m以上必要なところ、約0.2mの位 SL Ⅳの設置
置に煙感知器が設置されていることを検査官が確認した。
美浜発電所３号機
定期事業者検査中の美浜発電所３号機において、Ａ系電動補助給水ポ
１時間耐火能力が要求される ンプの動力ケーブルを収納している電線管とケーブルトレイの間は１時4 電動補助給水ポンプにおける 間耐火パテが施されていたが、一部、十数センチにわたって耐火パテがケーブルの系統分離不備
なく内部の難燃シートが露出しており、系統分離が適切になされていな
い状態であることを検査官が確認した。

-4-

緑
SL Ⅳ

2

令和３年度第３四半期の実績(３/４)（原子力施設安全及び放射線安全関係）（２/３）
件名

概要

重要度
深刻度

高浜発電所１号機検査官が、１号機中間建屋地上３階にある高感度主蒸気管モニタ検出
スプリンクラー消火設備作動 器温度制御盤を消火対象としたスプリンクラー消火設備作動用の熱感知
5
用の火災感知器の不適切な管 器及び煙感知器が、ビニール袋で覆われた状態であることを確認した。
理

緑
SL Ⅳ

高浜発電所４号機検査官が、４号機Ｂ中央制御室外原子炉停止盤室入口扉の電線管貫通Ｂ中央制御室外原子炉停止盤 部について、耐火シールが施工されていないことを確認した。
6
室の３時間耐火壁の電線管貫通部シールの未施工

緑SL Ⅳ

大飯発電所３号機
運転中の大飯発電所３号機において、雨水による腐食でＡ－循環水管保全の実施不備によるＡ－循 ベント弁と循環水管の接続配管が貫通し、海水漏えいが発生した。
7
環水管ベント弁付近からの海 このため事業者は、Ａ－循環水ポンプを停止し、復水器の真空度を安水漏えい（法令報告事象） 定させるため、原子炉出力を約70％まで低下させた。

緑SL Ⅳ

玄海原子力発電所３号機
運転中の玄海原子力発電所３号機において、検査官が中央制御室の１鉛遮蔽板の設置に伴う１次冷 次冷却材モニタのチャートを確認したところ、通常運転時よりも値が低
8 却材モニタの指示値低下
下していた。これは、当該モニタの設置場所において、ケーブルトレイ
サポート工事のために鉛遮蔽板を設置していたことが原因と判明。当該工事に伴う他設備への影響について十分検討がされていなかった。

緑
SL Ⅳ

川内原子力発電所１号機
事業者による火災感知器の設置状況の調査において、壁からの距離やＡ安全補機開閉器室及び制御 換気口の空気吹出し口からの距離に関する消防法の設置条件を満足して
9 棒駆動装置電源室における火 いない不適切な箇所への火災感知器の設置が確認された。
災感知器の不適切な箇所への
設置

緑
SL Ⅳ

-5-

3

令和３年度第３四半期の実績(４/４)（原子力施設安全及び放射線安全関係）（３/３）
件名

概要

重要度
深刻度

川内原子力発電所１号機
検査官が、施錠管理対象とされている弁について、施錠されていない
施錠管理対象弁に対する不適 もの及び施錠方法が不適切であり誤操作防止が図られていないもの又は
10
切な施錠管理による誤操作防 そのおそれのあるものを複数確認した。
止の不徹底

緑
SL Ⅳ

東海発電所
廃止措置中の東海発電所において、使用済燃料冷却池建屋内の燃料ス
換気系排気ダクトからの全粒 プリッタ貯蔵庫（Ｈ－１,Ｈ－２）換気系排気ダクト等の全粒子状物質
11
子状物質試料採取が適切に実 試料を採取するノズルの形状及び採取位置について、全粒子状物質試料
施できているか不確実な事案 が均一に混合される状態が確実でないことを検査官が確認した。

緑
SL Ⅳ（核物質防護関係）
件名
東北電力株式会社女川原 子
力発電所における核物 質防1護事案（立入承認）

概要取り違えた他人のＩＤカードを気付かないまま誤って使用し、周辺防護区域へ入域していたもの。※

重要度
深刻度
緑
SL Ⅳ

※ 是正措置済み。

-6-4令和３年度第３四半期 その他の実績
１．検査継続案件（令和３年度第３四半期報告時）①泊発電所１号機 B－ディーゼル発電機定期試験における起動失敗②浜岡原子力発電所５号機 非常用ディーゼル発電機（A）24時間連続運転時の排気管伸縮継手
破損（令和３年度第１四半期から継続中）③美浜発電所３号機 Ａ－非常用ディーゼル発電機定期試験中における自動停止④美浜発電所３号機 電動補助給水ポンプエリアにおける補助給水機能に係る電線管等の系統分
離の不備⑤敦賀発電所２号機 ボーリング柱状図データ書換えの原因調査分析（令和２年度第３四半期から継続中）⑥三菱原子燃料株式会社分析装置に対する使用前事業者検査の不備

２．追加検査①柏崎刈羽原子力発電所
する追加検査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３．深刻度評価のみ行った案件（SL Ⅳ（通知なし））①女川原子力発電所２号機て被災した事象

制御建屋において不適切な作業計画により作業員が硫化水素によっ-7-5

事業者意見に対する対応方針

令和４年３月２９日
原子力規制庁
検査監督総括課-8-

１ 技術基準規則の改正に関するご意見
引用：第７回検査制度に関する意見交換会合

資料１－３

検査制度に関する事業者意見【ご意見】技術基準規則の改正と検査への反映タイミングについて
基本的には、規則・解釈の改正日以降に検査へ反映する必要があると考えている。しかしながら、定期検査を計画的かつ安全に遂行するために、適切な猶予期間が設定されるべき。
（例 規則・解釈の改正時点において、定期検査中のプラントについては、次定検以降とするなど）適用時期については、プラントへの影響、作業員被ばく等を踏まえ、規則・解釈改正前に事業者と意見交換の場を設けて頂きたい。また、その結論については書面で事業者に提示いただきたい。
【対応方針】①経過措置を検討するプロセスを明確化
亀裂解釈の改正は、従前のとおり、ATENAを経由して事業者に意見照会し、事業者より要望があった場合は意見聴取会を開催していたが、改正に伴う経過措置の要否等を確認するプロセスが明確化されていないことから、本事案については、技術的な内容の意見照会と認識されていた。
今後、規則・解釈の改正を行う場合は、各事業者に経過措置の要否等について意見照会を行い、回答を求める。なお、経過措置は、新旧対照表及び溶け込み版の施行文の附則に記載される。
②なるべく早い 「溶け込み版」のＨＰ公開
亀裂解釈の改正では、従前の通り、「新旧対照表」で改正し、施行当日にＨＰ公開した。新旧対照表の「溶け込み版」は、約１ヶ月半後にＨＰ公開した。事業者は、「溶け込み版」で社内の文書管理を行っており、ＨＰ公開されるまでの期間が長かったことが事業者社内で問題となった。
今後、同様の改正を行う場合は、施行前に予め「溶け込み版」の準備に着手するなどし、施行からなるべく早くＨＰ公開する。

-9-1

２ 検査報告書に関するご意見
引用：第７回検査制度に関する意見交換会合

資料１－３

検査制度に関する事業者意見【ご意見】検査報告書（事案の発見者の明確化）
事業者が自ら発見し、安全性向上に努めていることが、地域に伝わることで、地域の信頼にもつながり、安全性向上のインセンティブとなる。
米国ROPの横断領域のルールでは、事業者が発見したか否かにより、NRCによる事業者の横断領域の評価が変わることになっており、今後、日本でも横断領域の取り扱いを検討するうえでも、事業者が発見したのか、検査官が発見したのかを明確化しておくべき。
【対応方針】
令和３年度第３四半期の報告から見直しを行い、誰が発見したか明記した。本件含め、検査報告書が５Ｗ１Ｈを意識したわかりやすい記載となるよう、ガイドの記載例 ※を改善するなど見直しを図る。
（「第３四半期の実績」の再掲）
検査官が発見した例
No.5 検査官が、１号機中間建屋地上３階にある高感度主蒸気管モニタ検出器温度制御盤を消火対象としたスプリンクラー消火設備作動用の熱感知器及び煙感知器が、ビニール袋で覆われた状態であることを確認した。
事業者が発見した例
No.9 事業者による火災感知器の設置状況の調査において、壁からの距離や換気口の空気吹出し口からの距離に関する消防法の設置条件を満足していない不適切な箇所への火災感知器の設置が確認された。
機器故障等の例（必然と発見されるもの）
No.1 ６号機において、中央制御室外気取入れダンパ（Ａ）の弁体が誤った角度で組み込まれていたため、全開操作したところ、中間開度で動作停止した。この誤った角度での弁体の組込みは、過去に運転経験情報として入力されていたにもかかわらず、適切に反映されていなかった。
※改正案は、資料2-1（別添１

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（GI0002）別添３

検査指摘事項等の詳細）を参照- 10 -

原子力規制検査報告書記載要領

2

３ 検査官とのコミュニケーションに関するご意見
引用：第７回検査制度に関する意見交換会合

資料１－３

検査制度に関する事業者意見【ご意見】検査官とのコミュニケーション（本庁へ持ち帰り後のコミュニケーション）
共通事項に係る検査運用ガイドに示される通り、事業者は、締めくくり会議は、検査結果、指摘事項に関する事実関係と検査官の認識を説明する場と認識している。このため、現地の締めくくり会議の時点で結論が出ない場合においても、本庁で結論が出た時点で、Web会議などを活用した締めくく
り会議を再度実施していただきたい。

【対応方針】
・現地「締めくくり会議」の時点で、検査指摘事項に係る方針が決定していない場合、後日、Web会
議等により「締めくくり会議」を実施することとしているが、一部運用が十分でない場合があったため今後この運用方法について徹底を図っていくこととする。

- 11 -

3

４ 核燃料施設等の安全実績指標の分類に関するご意見
参考：第７回検査制度に関する意見交換会合

議事録【ご意見】核燃料施設等の安全実績指標の分類が分かりにくい
総合的な評定の書き方について、分かりやすくしていただきたい。検査指摘事項がなかった場合の記載が、現状、「指摘事項（追加対応なし）」となっており、文字だけを読むと、一体どういうことなのということが分かりにくい。分かりやすい日本語を検討頂きたい。(日立製作所より発言)
引用：株式会社日立製作所王禅寺センタのＨＴＲ 令和２年度 原子力規制検査の総合的な評定について

２．総合的な評定令和２年度においては、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「指摘事項（追加対応なし）」であった。
【対応方針】
・核燃料施設等に対する安全実績指標の分類名称について、検査指摘事項がなかった場合であっても「指摘事項」の表記があり、検査指摘事項の有無が分かりにくいことから、原子力規制検査等実施要領の表５－２を以下のように見直す。合わせて、他の検査ガイドも反映する。
改正前
指摘事項（追加対応なし）
指摘事項（追加対応あり）
原子力規制検査等実施要領

改正後（案）
追加対応なし安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準（安全実績指標については、安全確保の機能又は性能に影響のない場合も含む。）

追加対応あり安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善を図るべき水準
安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準
安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準

表５－２ 検査指摘事項及び安全実績指標の値の分類（核燃料施設等）- 12 -

4

資料２－１

原子力規制検査に関するガイド類の見直しについて
令和４年３月○日
原 子 力 規 制 庁
検査監督総括課
主に運用の明確化の観点で改正するガイド類（１）原子力規制検査等実施要領（NPK0001）①核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の名称を「指摘事項（追加対応なし／あり）」から「追加対応なし／あり」へ変更（表５－２、表６－２ほか）②検査官の身分証明書の携帯及び発行管理等について運用の明確化（3.2
検査の実施）（２）共通事項に係る検査運用ガイド（GI0001）①労働基準監督署と原子力規制事務所の連携を追加（2.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度）【資料２－２を参照】②検査計画の策定時における事務所の関与について運用の明確化（4.5 サ
ンプル数）③検査報告書の案について事業者からの意見を聴取する手続を追加したことを踏まえ、検査報告書の報告等の時期を四半期終了後「１か月以内」か
ら「２か月以内」に見直し（7.1 基本検査結果の報告等）④「被規制者向け情報通知文書」発出要領の施行に伴う運用の追加（7.3 被規制者向け情報通知文書）⑤核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の名称を「指摘事項（追加対応なし／あり）」から「追加対応なし／あり」へ変更（図２ほか） ※（１）①と同じ⑥検査官の身分証明書の携帯及び発行管理等について運用の明確化（2.1
関係者の役割） ※（１）②と同じ（３）原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（GI0002）①わかりやすい報告書とするため報告書作成要領の見直し（別添２ 原子力規制検査報告書様式、別添３ 原子力規制検査報告書記載要領別添４
原子力規制検査報告書作成時チェックシート）②重要度評価がなく深刻度評価のみの事案について報告書作成要領の見直し（別添２ 原子力規制検査報告書様式、別添３ 原子力規制検査報告書
1- 13 -

記載要領）③核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の名称を「指摘事項（追加対応なし／あり）」から「追加対応なし／あり」へ変更（3.3 検査の実施 ほか） ※（１）①と同じ
なお、報告書様式は、令和４年度第１四半期より適用する予定。
（４）原子力規制検査における規制措置に関するガイド（GI0004）①深刻度は法令違反の有無に基づき評価する運用であることの明確化（1
目的、3 規制措置プロセス、）②重要度評価がなく深刻度評価のみの事案について運用の明確化（図１ほか）（５）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）①核燃料施設等の重要度評価の運用を明確化（表３ 安全重要度評価の附
属書の選定ルート、附属書 10 核燃料施設等における重要度評価ガイド）②最新の NRC の検査ガイド(IMC0609 Attachment4)を反映（表２ 劣化状態
又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域）
附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド③最新の NRC の検査ガイド（IMC0609 Appendix A）を反映（別紙１ 発生防止のスクリーニングに関する質問 C.サポート系統に係る起因事象、別紙
２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問 D.反応度制御系
統、別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問 A.燃料被覆
管の健全性）
附属書３ 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド④放射線業務従事者以外の一時的立入者の被ばく時も安全重要度評価が行えることの明確化（1 適用範囲、3 放射線被ばく管理の安全重要度評価、別紙２ 安全重要度評価のフロー図）
附属書５ 火災防護に関する重要度評価ガイド⑤劣化評価指針を用いて、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評価の高低を判断する運用の明確化（3.1 概要）
附属書６ 停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド⑥最新の NRC の検査ガイド（IMC0609 Appendix G）を反映（3 用語の定義、4.1 本附属書の適用について）
附属書 10 核燃料施設等における重要度評価ガイド※本日は改正案の資料なし。参考１を参照。

2- 14 -

（６）検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008）①意図的な不正行為を含む法令違反がある場合のスクリーニング手順を明確化（4 スクリーニングの手順）（７）重要度評価等の事務手順運用ガイド（GI0009）①SERP の予備会合等の名称を SERP に統一（2 検査指摘事項の重要度評価）②SERP を原子力安全、核物質防護で区別して開催するなどの運用を明確化（2 検査指摘事項の重要度評価）（８）基本検査運用ガイド 設計管理（BM0100）①新規制基準適合前の長期停止プラントに対するチーム検査の頻度を「必要に応じて実施」に見直し（表２ 検査要件まとめ表 01 実用炉）
（９）基本検査運用ガイド 動作可能性判断及び機能性評価（BO1040）①検査対象の選定に当たっての調査対象の具体例を追記（4.1 検査対象の選定）（10）基本検査運用ガイド 取替炉心の安全性（BO1050）①評価手法及び計算コードについて事業者が実施した妥当性確認の適切性を確認する旨を追加（4.2 取替炉心設計の前提条件、4.1 PWR 取替炉心、5.2 BWR 取替炉心）（11）基本検査運用ガイド 運転員能力（BO1070）※本日は改正案の資料なし。表２ 検査要件まとめ表を一部見直す予定。
（12）工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（GL0003）※①法廷確認の対象について、委託を受けた者の活動や品質管理の状況を含
むことを明確化※以下のガイドも同様に改正予定
工場又は事業所の外における廃棄に関する原子力規制委員会の確認に係る運用ガイド（GL0002）、廃棄物埋設に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（GL0004）、工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度に関する原子力規制委員会の確認に係る運用ガイド（GL0005）、第一種廃棄物埋設に係る坑道の閉鎖に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（GL0006）、廃棄物埋
3- 15 -

設に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（GL0007）
記載の適正化の観点で改正するガイド類（１）安全実績指標に関するガイド（GI0006）（２）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）
附属書４ 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド※
附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド
附属書８ メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド
附属書９ 定性的な判断基準による重要度評価ガイド（３）原子力規制検査における追加検査運用ガイド（GI0011）（４）基本検査運用ガイド 定期事業者検査に対する監督（BM0020）（５）基本検査運用ガイド 内部溢水防護（BE0030）（６）基本検査運用ガイド 品質マネジメントシステムの運用（BQ0010）（７）基本検査運用ガイド 非該当使用者等（BZ2010）※※本日は改正案の資料なし。

4- 16 -

参考１

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）

核燃料施設等に関する重要度評価ガイドの改定（案）

現在の状況注１
附属書９：定性的な判断基準による重要度評価ガイド＜対象施設＞
・実用発電用原子炉施設及び核燃料施設等

新たに核燃料施設を対象とした附属書１０を策定
附属書９：定性的な判断基準による重要度評価ガイド
附属書９か
ら核燃部分
を削除

＜対象施設＞
・実用発電用原子炉施設＜対象監視領域（大分類）＞、 ＜評価範囲＞
・変更なし＜対象監視領域（大分類）＞
・原子力施設安全注２
・放射線安全（他の附属書で評価できないもの）

附属書１０ ：核燃料施設等に係る重要度評価ガイド＜評価範囲＞
・初期境界評価：核燃料施設等は実施しない
・検査指摘事項に係る指標の評価
核燃部分は
附属書１０
に移行注３

注１：放射線安全については、附属書３、４を活用
原子力施設安全については、必要に応じて実用発電用原子炉施設の附属書を適宜参考＜対象施設＞
・核燃料施設等＜対象監視領域（大分類）＞
・原子力施設安全
・放射線安全（他の附属書で評価できないもの）＜評価範囲＞
・初期境界評価：現状、ウラン加工施設の評価手順を整備
他の核燃料施設は来年度以降に検討・検査指摘事項に係る指標の評価注４

注２：実用発電用原子炉施設の場合は、他の附属書で評価できないものが対象
注３：附属書９の添付２は削除予定。
注４：附属書９と同様の指標を活用。加えて、施設の特徴を踏まえて下記指標を追加予定『化学物質等の漏えいに伴う運転操作に関わる作業員への影響』

5- 17 -

参考２

ガイド類の見直し範囲

規則

解釈・要領

ガイド

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基準に関する規則

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基準に関する規則の解釈○○施設の技術基準に関する規則○○施設の技術基準に関する規則の解釈

許認可関係○○施設の保安規定審査基準
規則【施設種別毎及び事業所構外運搬・廃棄等】○○施設の廃止措置計画審査基準など
発電用原子炉施設の設置（変更）許可申請に係る運用ガイド
発電用原子炉施設の設計及び工事の計画に係る手続ガイド

政令
政令【施行日政令、整備政令】

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

事業者が実施する活動関係共通事項に係る検査運用ガイド

原子力規制検査関係

基本検査運用ガイド類
規則【原子力規制検査等に関する規則】

原子力規制検査等実施要領

追加検査運用ガイド／特別検査運用ガイド
検査実施事務手続きガイド（検査計画及び報告作成ガイド等）
検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド

原子力安全／核物質防護に係る重要度評価に関するガイド
安全実績指標に関するガイド
原子力規制検査における規制対応措置ガイド

重要度評価等の事務手順運用ガイド
事業者PRAモデルの適切性確認ガイド

使用前事業者検査に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

廃止措置の終了に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

法定確認行為に係る手続関係

廃棄物埋設に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（廃棄物埋設施設確認）

凡例

廃棄物埋設に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（廃棄物確認）
廃棄物埋設に係る坑道の閉鎖に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド：令和４年５月改正予定

工場又は事業所の外における廃棄に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド：改正予定無し

工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド
工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

6- 18 -

ガイド類の改正の方向性

令和４年３月２９日
検査監督総括課- 19 -

別表 原子力規制検査等実施要領 新旧対照表（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力規制検査等実施要領

原子力規制検査等実施要領

令和元年 12 月

令和元年 12 月

原子力規制庁

原子力規制庁（最終改正：令和 年 月目日）（最終改正：令和３年７月 30 日）

次

目

次

1

目的．
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目的．．
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原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素．．．．
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原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素．．．．
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2.1

検査の体系等．
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2.2

安全実績指標等の確認・評価等.．．．
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安全実績指標等の確認・評価等.．．．
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検査指摘事項の重要度評価．．．．
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検査指摘事項の重要度評価．．．．
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検査結果の通知及び公表．
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検査結果の通知及び公表．
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2.5

対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）．
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対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）．
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2.6

特別検査の実施に係る判断．．．．
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特別検査の実施に係る判断．．．．
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総合的な評定．
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総合的な評定の結果の通知及び公表．．．．
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検査結果に基づく規制措置の検討等．．．．
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検査結果に基づく規制措置の検討等．．．．
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検査の実施に係る手順等．
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検査の実施に係る手順等．
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3.1

検査計画．
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3.2

検査の実施．
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検査の実施．．．．
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3.3

検査報告書の作成．
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法定確認行為等と原子力規制検査の関係．．．．
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法定確認行為等と原子力規制検査の関係．．．．
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4.1

申請等の受理．
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申請等の受理．．
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4.2

原子力規制検査の結果の確認等．．．．
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原子力規制検査の結果の確認等．．．．
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1 目的

1 目的

本実施要領は、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。以

本実施要領は、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。以下「法」という。
）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査、同検査の結果に基づき実施する下「法」という。
）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査、同検査の結果に基づき実施する法第 61 条の２の２第７項の規定による総合的な評定及び同条第 10 項の規定を踏まえて実施する措置（以法第 61 条の２の２第７項の規定による総合的な評定及び同条第 10 項の規定を踏まえて実施する措置（以下「規制措置」という。
）並びに原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査※１

下「規制措置」という。）並びに原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査※１のほか、表１－１及び表１－２に示す検査の結果を踏まえて行う原子力規制委員会の確認等（以下「法定のほか、表１－１及び表１－２に示す検査の結果を踏まえて行う原子力規制委員会の確認等（以下「法定確認行為等」という。
）の実施方法を明確化するために定めたものである。

確認行為等」という。）の実施方法を明確化するために定めたものである。

※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計

検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計

若しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事

若しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事

業所への立入り、物件の検査、関係者への質問

業所への立入り、物件の検査、関係者への質問

1- 20 -

2 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素

2 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素

原子力規制検査に基づく監督は、法第 61 条の２の２第１項で定められた検査対象に対する同条第２項

原子力規制検査に基づく監督は、法第 61 条の２の２第１項で定められた検査対象に対する同条第２項から第６項までの規定に基づく原子力規制検査を、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制から第６項までの規定に基づく原子力規制検査を、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）（以下「規則」という。）の規定により実施し、原子力規制検査の結果を踏まえて法第委員会規則第１号）（以下「規則」という。）の規定により実施し、原子力規制検査の結果を踏まえて法第61 条の２の２第７項及び第８項の規定による総合的な評定を行うとともに、同条第９項の規定による通61 条の２の２第７項及び第８項の規定による総合的な評定を行うとともに、同条第９項の規定による通知及び公表、必要に応じた同条第 10 項の規定を踏まえた規制措置を講ずるものである。これら一連のプ知及び公表、必要に応じた同条第 10 項の規定を踏まえた規制措置を講ずるものである。これら一連のプ

ロセスについて、関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査を含めた構成要素及び関連性を図１

ロセスについて、関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査を含めた構成要素及び関連性を図１－１及び図１－２に示す。本章では、プロセスに係る構成要素ごとにその実施方法を定める。

－１及び図１－２に示す。本章では、プロセスに係る構成要素ごとにその実施方法を定める。

2.1 検査の体系等

2.1 検査の体系等(1) 検査対象(1) 検査対象

原子力規制検査の検査対象は、法第 57 条の８で定義されている原子力事業者等※２及び核原料物質を原子力規制検査の検査対象は、法第 57 条の８で定義されている原子力事業者等※２及び核原料物質を使用する者※３（以下「事業者」と総称する。
）に対して法の規定により義務付けられている事項に対応

使用する者※３（以下「事業者」と総称する。）に対して法の規定により義務付けられている事項に対応して、それぞれの者の事務所、原子力施設の敷地（工場又は事業所）、更には、調達先の者（法第 68 条第

して、それぞれの者の事務所、原子力施設の敷地（工場又は事業所）、更には、調達先の者（法第 68 条第２項に規定する原子力施設の設計等を行う者その他の関係者をいう。以下同じ。）の事務所、工場等にお２項に規定する原子力施設の設計等を行う者その他の関係者をいう。以下同じ。）の事務所、工場等における当該事項の実施状況を監視するものとして法第 61 条の２の２第１項で定められており、事業等の種ける当該事項の実施状況を監視するものとして法第 61 条の２の２第１項で定められており、事業等の種別に応じた対応する事項（以下「検査対象事項」という。）を表２に示す。

別に応じた対応する事項（以下「検査対象事項」という。）を表２に示す。

※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者、使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧者等、旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。）

再処理事業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。）※３

製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関※３製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」という。）第 44 条で定める限度を超えないする法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」という。）第 44 条で定める限度を超えない場合を除く核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出を場合を除く核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第 61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限した者及び法第 61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）が該当する。

度を超えない場合を除く。
）が該当する。

表２に示す検査対象事項は、例えば法第 61 条の２の２第１項第２号の基準の遵守状況が同項第１号の表２に示す検査対象事項は、例えば法第 61 条の２の２第１項第２号の基準の遵守状況が同項第１号の検査の実施状況と、また、同項第３号の措置の実施状況が同項第４号の措置の実施状況と密接に関係して検査の実施状況と、また、同項第３号の措置の実施状況が同項第４号の措置の実施状況と密接に関係していることが多いため、原子力規制検査を実施するに当たっては、関係する事項を一括で監視できる体系といることが多いため、原子力規制検査を実施するに当たっては、関係する事項を一括で監視できる体系となるよう、表３のとおり、事業者の安全活動の目的（以下「活動目的」という。）に応じた監視領域を「原なるよう、表３のとおり、事業者の安全活動の目的（以下「活動目的」という。）に応じた監視領域を「原子力施設安全」、「放射線安全」及び特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）の３つに大分

子力施設安全」、「放射線安全」及び特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。）の３つに大分類する。さらに、原子力施設安全については事業等ごとの規制基準体系を踏まえて小分類を設け、放射線類する。さらに、原子力施設安全については事業等ごとの規制基準体系を踏まえて小分類を設け、放射線安全については公衆及び従業員に係るものに小分類を設け、分類ごとの活動目的の達成状況を監視する。

安全については公衆及び従業員に係るものに小分類を設け、分類ごとの活動目的の達成状況を監視する。

また、これらの監視領域に共通する事業者におけるマネジメント実施に関連する事項は、別に横断領域のまた、これらの監視領域に共通する事業者におけるマネジメント実施に関連する事項は、別に横断領域の視点を設けてその実施状況を監視する。

視点を設けてその実施状況を監視する。

(2) 検査種別(2) 検査種別

原子力検査官は、事業者の安全活動が各監視領域において活動目的を達成しているかを監視するため、原子力検査官は、事業者の安全活動が各監視領域において活動目的を達成しているかを監視するため、検査対象に関する事業者の安全活動に立ち会い、必要に応じて事業者の確認に加えて自ら確認すること

検査対象に関する事業者の安全活動に立ち会い、必要に応じて事業者の確認に加えて自ら確認することも含めて、規則第２条の勘案も踏まえ、原子力施設の特徴及び活動目的に対する重要度に応じた検査を行も含めて、規則第２条の勘案も踏まえ、原子力施設の特徴及び活動目的に対する重要度に応じた検査を行う。また、原子力施設ごとに各監視領域で検査の程度を設定し、効率的かつ効果的な実施に努めるため、う。また、原子力施設ごとに各監視領域で検査の程度を設定し、効率的かつ効果的な実施に努めるため、

2- 21 -

規則第３条第１項に基づき実施する標準的な検査の程度を設定して検査対象事項全般を監視する基本検規則第３条第１項に基づき実施する標準的な検査の程度を設定して検査対象事項全般を監視する基本検査、同条第２項に基づき実施する基本検査において事業者が行う安全活動に劣化が認められた場合に実査、同条第２項に基づき実施する基本検査において事業者が行う安全活動に劣化が認められた場合に実施する追加検査並びに安全に関わる事象が発生した場合に当該事象の状況及び事業者の対応を確認する

施する追加検査並びに安全に関わる事象が発生した場合に当該事象の状況及び事業者の対応を確認するための特別検査を設ける。なお、特別検査は、法第 68 条の規定に基づいて行う。※４

ための特別検査を設ける。なお、特別検査は、法第 68 条の規定に基づいて行う。※４※４ 原子力事故に対する原子力規制委員会の対応には、上述の検査のほかに、原子力規制委員会設置※４ 原子力事故に対する原子力規制委員会の対応には、上述の検査のほかに、原子力規制委員会設置法（平成 24 年法律第 47 号）第４条第１項第１号及び第 23 条第１項第２号に基づく、原子炉の法（平成 24 年法律第 47 号）第４条第１項第１号及び第 23 条第１項第２号に基づく、原子炉の運転等に起因する事故の原因及びそれによって発生した被害の原因を究明するための調査（原子運転等に起因する事故の原因及びそれによって発生した被害の原因を究明するための調査（原力事故調査）がある。

子力事故調査）がある。

基本検査は、各原子力規制事務所の原子力検査官が中心となって事業者の安全活動を日常的に監視す

基本検査は、各原子力規制事務所の原子力検査官が中心となって事業者の安全活動を日常的に監視するもの（以下「日常検査」という。）と、特定の検査対象について専門的知見や経験を有する原子力検査るもの（以下「日常検査」という。）と、特定の検査対象について専門的知見や経験を有する原子力検査官を中心としたチームを編成した上で、時期を設定して個別事項の実施状況に特化して確認するもの（以官を中心としたチームを編成した上で、時期を設定して個別事項の実施状況に特化して確認するもの（以下「チーム検査」という。
）を組み合わせて、検査対象事項全般を監視する。日常検査は、原子力施設の下「チーム検査」という。
）を組み合わせて、検査対象事項全般を監視する。日常検査は、原子力施設の状態及び計画中又は進行中の事業者の安全活動のそれぞれについて、活動目的に対する重要度やリスク

状態及び計画中又は進行中の事業者の安全活動のそれぞれについて、活動目的に対する重要度やリスク情報※５を踏まえつつ、活動目的の達成状況を総体として把握した上で、具体的に検査で確認する事項を情報※５を踏まえつつ、活動目的の達成状況を総体として把握した上で、具体的に検査で確認する事項を選定するとともに、重要度の高さに応じて立会い等の程度を設定する。活動目的の達成状況を把握する際選定するとともに、重要度の高さに応じて立会い等の程度を設定する。活動目的の達成状況を把握する際には、必要に応じて事業者の改善活動やその効果について確認し、これを「2.7 総合的な評定」においてには、必要に応じて事業者の改善活動やその効果について確認し、これを「2.7 総合的な評定」においても勘案する。事業者が行う安全活動に劣化が見られた場合は、「2.5 対応区分の設定」による対応区分のも勘案する。事業者が行う安全活動に劣化が見られた場合は、「2.5 対応区分の設定」による対応区分の決定及び「2.9 検査結果に基づく規制措置の検討等」により規制措置の決定を行うため、当該事案の評価決定及び「2.9 検査結果に基づく規制措置の検討等」により規制措置の決定を行うため、当該事案の評価に必要な事実関係の確認を進め、事業者の見解を聴取する。

に必要な事実関係の確認を進め、事業者の見解を聴取する。

より具体的な検査の実施手法については、「3 検査の実施に係る手順等」に定めるほか、事業者の安全より具体的な検査の実施手法については、「3 検査の実施に係る手順等」に定めるほか、事業者の安全活動に対応して検査内容を体系的に整理し、検査ガイドとして別途定める。検査ガイドには、検査対象と活動に対応して検査内容を体系的に整理し、検査ガイドとして別途定める。検査ガイドには、検査対象となる事業者の安全活動に応じた監視領域や当該検査の目的、検査要件、検査手順、具体的な検査手法の例

なる事業者の安全活動に応じた監視領域や当該検査の目的、検査要件、検査手順、具体的な検査手法の例を明示した検査手引、事業者の安全活動への立会い等の標準的な検査対象数（サンプル数）等を記載する。

を明示した検査手引、事業者の安全活動への立会い等の標準的な検査対象数（サンプル数）等を記載する。

※５

本実施要領におけるリスク情報とは、各監視領域に関連する活動目的を達成できていない可能※５

本実施要領におけるリスク情報とは、各監視領域に関連する活動目的を達成できていない可能性又は状況及びその程度を検討・評価するために有用な原子力施設の状態及び事業者の安全活動

性又は状況及びその程度を検討・評価するために有用な原子力施設の状態及び事業者の安全活状況等に関する情報であり、直接的なものだけでなく、その可能性等の要因の特定や影響の大き動状況等に関する情報であり、直接的なものだけでなく、その可能性等の要因の特定や影響の大さ等を含んでいる。また、リスク情報は、従来も用いている安全上の重要度、運転経験及び不適

きさ等を含んでいる。また、リスク情報は、従来も用いている安全上の重要度、運転経験及び不合情報等の定性的な情報に加え、確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）により得られる計適合情報等の定性的な情報に加え、確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）により得られる

算結果や知見等の定量的な情報をいう。

計算結果や知見等の定量的な情報をいう。

追加検査は、事業者が行う安全活動に劣化が確認された事項に対する事業者の対応状況について、事業追加検査は、事業者が行う安全活動に劣化が確認された事項に対する事業者の対応状況について、事業者が実施する原因分析の実施状況を踏まえつつ、横断領域を含めた幅広い視野から、複数の専門分野の原者が実施する原因分析の実施状況を踏まえつつ、横断領域を含めた幅広い視野から、複数の専門分野の原子力検査官によって、改善の効果を検証し、再発防止が確実なものとなっているかなどを個別具体的に確子力検査官によって、改善の効果を検証し、再発防止が確実なものとなっているかなどを個別具体的に確認する。追加検査の程度は、安全活動の劣化の程度に応じて設定される「2.5 対応区分の設定」により決認する。追加検査の程度は、安全活動の劣化の程度に応じて設定される「2.5 対応区分の設定」により決

定する。

定する。

特別検査は、安全に関わる事象のうち、活動目的の達成に対して大きな影響を与える若しくはそうなる

特別検査は、安全に関わる事象のうち、活動目的の達成に対して大きな影響を与える若しくはそうなる

可能性のあった事象又は公衆の健康と安全に影響を及ぼす可能性のあった事象が発生した場合に、当該可能性のあった事象又は公衆の健康と安全に影響を及ぼす可能性のあった事象が発生した場合に、当該事象の状況を確認するため、個別に実施の要否を判断の上、当該事象に関して専門性を有する原子力規制

事象の状況を確認するため、個別に実施の要否を判断の上、当該事象に関して専門性を有する原子力規制庁職員を含む原子力検査官等により実施する。

庁職員を含む原子力検査官等により実施する。
3- 22 -

基本検査、追加検査、特別検査に関する詳細については、この実施要領に定めるもののほか、別途検査

基本検査、追加検査、特別検査に関する詳細については、この実施要領に定めるもののほか、別途検査

運用ガイドを定める。

運用ガイドを定める。

(3) 検査の実施方針(3) 検査の実施方針

基本検査を通じた確認等により事業者が行う安全活動に劣化のおそれが見られた監視領域については、

基本検査を通じた確認等により事業者が行う安全活動に劣化のおそれが見られた監視領域については、

標準的な検査の程度の範囲内で監視を充実するなど、効果的な検査の実施に努める。このほか、各監視領

標準的な検査の程度の範囲内で監視を充実するなど、効果的な検査の実施に努める。このほか、各監視領

域内で具体的に検査する安全活動の選定、立会い等の程度の設定等に当たっては、合理的な範囲でリスク

域内で具体的に検査する安全活動の選定、立会い等の程度の設定等に当たっては、合理的な範囲でリスク情報を活用し、より効率的かつ効果的な検査の実施に努める。

情報を活用し、より効率的かつ効果的な検査の実施に努める。

2.2 安全実績指標等の確認・評価等

2.2 安全実績指標等の確認・評価等(1) 実用発電用原子炉施設の場合(1) 実用発電用原子炉施設の場合

基本検査の効率的かつ効果的な実施のためには、事業者の安全活動状況の監視手段を充実する必要が基本検査の効率的かつ効果的な実施のためには、事業者の安全活動状況の監視手段を充実する必要がある。このため、規則第５条の規定に基づき、各監視領域に関連する活動目的の達成状況を確認する表４ある。このため、規則第５条の規定に基づき、各監視領域に関連する活動目的の達成状況を確認する表４に示す安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）について事業者から報告を受理に示す安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。）について事業者から報告を受理する。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する状況を検査により適時確認すする。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する状況を検査により適時確認する。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値の取得・整理に問題がないことをる。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値の取得・整理に問題がないことを確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値を表５－１に示すとおり４段階に分類確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値を表５－１に示すとおり４段階に分類

する。

する。

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

(2) 核燃料施設等※６の場合(2) 核燃料施設等※６の場合

安全実績指標は表４に示す監視領域のうち放射線安全、核物質防護とし、規則第５条の規定に基づき事

安全実績指標は表４に示す監視領域のうち放射線安全、核物質防護とし、規則第５条の規定に基づき事業者から報告を受理する。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する状況を検業者から報告を受理する。また、原子力検査官は、事業者が安全実績指標の値を取得・整理する状況を検査により適時確認する。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値の取得・整理査により適時確認する。そして、原子力検査官が行う検査により事業者の安全実績指標の値の取得・整理に問題がないことを確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値を表５－２に示すに問題がないことを確認の上、追加検査の要否等を判断するために、安全実績指標の値を表５－２に示すとおり「追加対応なし」と「追加対応あり」の２段階に分類する。

とおり「指摘事項（追加対応なし）」と「指摘事項（追加対応あり）」の２段階に分類する。

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員

この安全実績指標の値は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

会のホームページに掲載するほか、「2.7 総合的な評定」において用いる。

※６ この実施要領において「核燃料施設等」とは、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、※６ この実施要領において「核燃料施設等」とは、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管研究開発段階発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設をいう。

理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設をいう。

(3) 共通事項(3) 共通事項

安全実績指標等の確認・評価等の詳細については、別途ガイドを定める。

安全実績指標等の確認・評価等の詳細については、別途ガイドを定める。

規則第５条に規定する期間において、全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安規則第５条に規定する期間において、全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない実用発電用原子炉施設及び核燃料施設等については、運用上、安全実績指標の値を

全実績指標の値がない実用発電用原子炉施設及び核燃料施設等については、運用上、安全実績指標の値を追加検査の要否等の判断に用いないことから、規則第５条の規定に基づく報告を積極的に求める必要は

追加検査の要否等の判断に用いないことから、規則第５条の規定に基づく報告を積極的に求める必要は

ない。

ない。

2.3 検査指摘事項の重要度評価

2.3 検査指摘事項の重要度評価(1) 実用発電用原子炉施設の場合(1) 実用発電用原子炉施設の場合
4- 23 -

原子力規制検査によって、いずれかの監視領域に関連する事業者が行う安全活動に劣化を確認した場

原子力規制検査によって、いずれかの監視領域に関連する事業者が行う安全活動に劣化を確認した場

合は、追加検査の要否等を判断するために、当該劣化（以下「検査指摘事項」という。）の重要度を評価

合は、追加検査の要否等を判断するために、当該劣化（以下「検査指摘事項」という。
）の重要度を評価する。この重要度評価は、監視領域ごとに、重要度を表５－１に示すとおり４段階（緑、白、黄、赤）にする。この重要度評価は、監視領域ごとに、重要度を表５－１に示すとおり４段階（緑、白、黄、赤）に分類して行う。なお、評価におけるリスク情報の活用については、可能な範囲で PRA による計算結果等の分類して行う。なお、評価におけるリスク情報の活用については、可能な範囲で PRA による計算結果等の定量的な情報を活用する。当該検査指摘事項が低頻度で影響の極めて甚大な事象等又は PRA によって評

定量的な情報を活用する。当該検査指摘事項が低頻度で影響の極めて甚大な事象等又は PRA によって評価できない事象に関連する場合は、必要に応じて定性的な評価を行う。

価できない事象に関連する場合は、必要に応じて定性的な評価を行う。

検査指摘事項の重要度評価により緑を超える結果が得られた場合には、その評価の結果を事業者に通検査指摘事項の重要度評価により緑以外の結果が得られた場合には、その評価の結果を事業者に通知知する。当該事業者が希望する場合には公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報をする。当該事業者が希望する場合には公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含含む場合には非公開の場）で事業者から意見を聴取し、これを踏まえた重要度評価の結果を当該事業者にむ場合には非公開の場）で事業者から意見を聴取し、これを踏まえた重要度評価の結果を当該事業者に通

通知する。

知する。

その上で、当該事業者が重要度評価の結果に異議を申し立てた場合には、公開の場（核物質防護のため

その上で、当該事業者が重要度評価の結果に異議を申し立てた場合には、公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で当該事業者からその異議の内容を聴取に必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で当該事業者からその異議の内容を聴取し、これを踏まえて、原子力規制委員会としての重要度評価を決定する。原子力規制委員会が決定した評し、これを踏まえて、原子力規制委員会としての重要度評価を決定する。原子力規制委員会が決定した評

価結果は、当該事業者に通知する。

価結果は、当該事業者に通知する。

個別の検査指摘事項に係る重要度評価は、当該検査指摘事項に関する事業者の改善活動が速やかに実個別の検査指摘事項に係る重要度評価は、当該検査指摘事項に関する事業者の改善活動が速やかに実施できるよう、当該検査指摘事項を確認してからおおむね３か月以内に重要度評価の結果を得るべく作施できるよう、当該検査指摘事項を確認してからおおむね３か月以内に重要度評価の結果を得るべく作業を進める。この際、透明性の確保や行政手続法等に基づき必要となる措置等に留意する。

業を進める。この際、透明性の確保や行政手続法等に基づき必要となる措置等に留意する。

(2) 核燃料施設等の場合(2) 核燃料施設等の場合

原子力規制検査によって、いずれかの監視領域に関連する事業者が行う安全活動に劣化を確認した場

原子力規制検査によって、いずれかの監視領域に関連する事業者が行う安全活動に劣化を確認した場

合は、追加検査の要否等を判断するために、検査指摘事項の重要度を評価する。

合は、追加検査の要否等を判断するために、検査指摘事項の重要度を評価する。

評価は表５－２に示すとおり「追加対応なし」と「追加対応あり」の２段階に分類して行う。

評価は表５－２に示すとおり「指摘事項（追加対応なし）」と「指摘事項（追加対応あり）」の２段階に検査指摘事項の評価により「追加対応あり」の結果が得られた場合には、その評価結果を事業者に通知

分類して行う。

する。当該事業者が希望する場合には公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含

検査指摘事項の評価により「指摘事項（追加対応あり）」の結果が得られた場合には、その評価結果をむ場合には非公開の場）で事業者から意見を聴取し、これを踏まえた評価の結果を当該事業者に通知す

事業者に通知する。当該事業者が希望する場合には公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳る。

細な情報を含む場合には非公開の場）で事業者から意見を聴取し、これを踏まえた評価の結果を当該事業その上で、当該事業者が評価の結果に異議を申し立てた場合には、公開の場（核物質防護のために必要者に通知する。

な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で当該事業者からその異議の内容を聴取し、これその上で、当該事業者が評価の結果に異議を申し立てた場合には、公開の場（核物質防護のために必要を踏まえて、原子力規制委員会としての評価を決定する。原子力規制委員会が決定した評価結果は、当該な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で当該事業者からその異議の内容を聴取し、これ事業者に通知する。

を踏まえて、原子力規制委員会としての評価を決定する。原子力規制委員会が決定した評価結果は、当該個別の検査指摘事項に係る評価は、当該検査指摘事項に関する事業者の改善活動が速やかに実施でき事業者に通知する。

るよう、当該検査指摘事項を確認してからおおむね３か月以内にその結果を得るべく作業を進める。この個別の検査指摘事項に係る評価は、当該検査指摘事項に関する事業者の改善活動が速やかに実施でき際、透明性の確保や行政手続法等に基づき必要となる措置等に留意する。

るよう、当該検査指摘事項を確認してからおおむね３か月以内にその結果を得るべく作業を進める。この際、透明性の確保や行政手続法等に基づき必要となる措置等に留意する。

(3) 共通事項(3) 共通事項

検査指摘事項に該当する可能性がある場合、当該検査を担当する原子力規制庁管理職は、速やかに原子

検査指摘事項に該当する可能性がある場合、当該検査を担当する原子力規制庁管理職は、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部に対してその状況を報告する。

力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部に対してその状況を報告する。

検査指摘事項の重要度評価の詳細については、監視領域に対応した評価体系を整理した上で、別途ガイ検査指摘事項の重要度評価の詳細については、監視領域に対応した評価体系を整理した上で、別途ガイドを定める。当該ガイドには、評価の手順、考慮すべき事項、判断の基準、手続等を記載する。

ドを定める。当該ガイドには、評価の手順、考慮すべき事項、判断の基準、手続等を記載する。

2.4 検査結果の通知及び公表

2.4 検査結果の通知及び公表
5- 24 -

基本検査の結果は、日常検査及びチーム検査の結果を合わせて、原則四半期ごとに取りまとめ、検査

基本検査の結果は、日常検査及びチーム検査の結果を合わせて、原則四半期ごとに取りまとめ、検査を受けた事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する。取りまとを受けた事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する。取りまとめに当たっては、使用した検査ガイドの種類や対象とした監視領域、具体的な確認対象等を明記するとめに当たっては、使用した検査ガイドの種類や対象とした監視領域、具体的な確認対象等を明記するとともに、原則検査指摘事項に関して確認した事実関係、関連する規制要求事項、問題点等を明記し、当ともに、原則検査指摘事項に関して確認した事実関係、関連する規制要求事項、問題点等を明記し、当該検査指摘事項の重要度評価の結果を記載する。公表に当たっては、「2.7(1)評定の単位」である各施設

該検査指摘事項の重要度評価の結果を記載する。公表に当たっては、「2.7(1)評定の単位」である各施設に対して、監視領域ごとに評価結果を明示する。追加検査及び特別検査の結果は、個別の検査ごとに事に対して、監視領域ごとに評価結果を明示する。追加検査及び特別検査の結果は、個別の検査ごとに事業者への通知及び公表を行う。

業者への通知及び公表を行う。

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

追加検査については、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類に応じて、表６－１及追加検査については、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類に応じて、表６－１及び表６－２に示すとおり、対応区分を設定する。なお、安全実績指標の値の分類により評価基準の対象

び表６－２に示すとおり、対応区分を設定する。なお、安全実績指標の値の分類により評価基準の対象となった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれか分類の程度の大きとなった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれか分類の程度の大き

いもののみを対象として取り扱う。また、新たに原子力規制検査の検査対象となったプラントについて

いもののみを対象として取り扱う。また、新たに原子力規制検査の検査対象となったプラントについて

は最初の対応区分が設定されるまでは、第１区分に設定されているものとみなす。

は最初の対応区分が設定されるまでは、第１区分に設定されているものとみなす。

追加検査は、「各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態

追加検査は、「各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態（第１区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に軽微な劣化が（第１区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に軽微な劣化がある状態（第２区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に中程ある状態（第２区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に中程度の劣化がある状態（第３区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全度の劣化がある状態（第３区分）」、「各監視領域における活動目的は満足しているが、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（第４区分）」又は「監視領域における活動目的を満足活動に長期間にわたる又は重大な劣化がある状態（第４区分）」又は「監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容されない状態（第５区分）」の５つの対応区分のうち、第２区

していないため、プラントの運転が許容されない状態（第５区分）」の５つの対応区分のうち、第２区

分、第３区分又は第４区分が設定された場合に行う。

分、第３区分又は第４区分が設定された場合に行う。

事業者からの安全実績指標の報告又は検査指摘事項の重要度評価の決定により、対応区分の変更を行事業者からの安全実績指標の報告又は検査指摘事項の重要度評価の決定により、対応区分の変更を行った場合には、規則第３条第３項に基づき、事業者に対して、その旨を通知するとともに、事業者に根った場合には、規則第３条第３項に基づき、事業者に対して、その旨を通知するとともに、事業者に根本的な原因分析並びに安全文化及び核セキュリティ文化の改善に係る検討（第４区分が設定された場合

本的な原因分析並びに安全文化及び核セキュリティ文化の改善に係る検討（第４区分が設定された場合には、外部機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画並びにその実施結果の報告を求める。まには、外部機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画並びにその実施結果の報告を求める。また、３年間以上継続して第３区分が設定された事業者に対しては、安全活動の改善に係る取組状況等にた、３年間以上継続して第３区分が設定された事業者に対しては、安全活動の改善に係る取組状況等について追加で報告を求める。

ついて追加で報告を求める。

追加検査は、第２区分又は第３区分が設定された場合は、事業者から前記の実施結果の報告があった

追加検査は、第２区分又は第３区分が設定された場合は、事業者から前記の実施結果の報告があった時点以降に実施し、第４区分が設定された場合は、区分の設定から６か月以内に改善措置活動の計画の時点以降に実施し、第４区分が設定された場合は、区分の設定から６か月以内に改善措置活動の計画の報告を行うよう、事業者に求めた上で、その計画の報告を受理した後、当該計画を踏まえた追加検査の報告を行うよう、事業者に求めた上で、その計画の報告を受理した後、当該計画を踏まえた追加検査の計画を作成し、追加検査を行う。

計画を作成し、追加検査を行う。

第２区分、第３区分又は第４区分が設定された場合は、その要因となった状態の改善状況を追加検査

第２区分、第３区分又は第４区分が設定された場合は、その要因となった状態の改善状況を追加検査

により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更し、事業者に通知する。この第１区分により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更し、事業者に通知する。この第１区分への変更後に行う対応区分の設定は、当該変更前に第２区分、第３区分又は第４区分が設定された要因

への変更後に行う対応区分の設定は、当該変更前に第２区分、第３区分又は第４区分が設定された要因となった状態（表６－１及び表６－２に示す施設の状態及び評価基準をいう。）が第１区分に適合する状となった状態（表６－１及び表６－２に示す施設の状態及び評価基準をいう。）が第１区分に適合する状態にあるものとみなして、行うものとする。

態にあるものとみなして、行うものとする。

追加検査の実施に当たっては、規則第７条に基づき当該事業者に対して対応する手数料の納付を納入

追加検査の実施に当たっては、規則第７条に基づき当該事業者に対して対応する手数料の納付を納入

告知書の交付により当該事業者に求める。

告知書の交付により当該事業者に求める。

2.6 特別検査の実施に係る判断

2.6 特別検査の実施に係る判断リスクが高く安全上重要と思われる事象若しくは核物質防護事案（以下「異常事象等」という。）が報リスクが高く安全上重要と思われる事象若しくは核物質防護事案（以下「異常事象等」という。）が報告された場合、又は法第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査において異常事象等を特定した場

告された場合、又は法第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査において異常事象等を特定した場
6- 25 -

合に、当該事象が各監視領域の活動目的の達成に対して大きな影響を与える若しくはそうなる可能性の合に、当該事象が各監視領域の活動目的の達成に対して大きな影響を与える若しくはそうなる可能性のあった事象又は公衆の健康と安全に影響を及ぼす可能性のあった事象であるかについて安全上の重要性あった事象又は公衆の健康と安全に影響を及ぼす可能性のあった事象であるかについて安全上の重要性に係る評価を行う。当該評価の結果及びそれまでの基本検査での事業者の安全活動状況等の確認結果にに係る評価を行う。当該評価の結果及びそれまでの基本検査での事業者の安全活動状況等の確認結果について原子力規制委員会に報告する。これを踏まえ、原子力規制委員会が特別検査の実施要否を判断す

ついて原子力規制委員会に報告する。これを踏まえ、原子力規制委員会が特別検査の実施要否を判断する。

る。

特別検査を実施する場合、発生した異常事象等の状況の調査及び把握をするため、事象の原因等に関特別検査を実施する場合、発生した異常事象等の状況の調査及び把握をするため、事象の原因等に関する専門分野の原子力検査官を編成し、検査目的、検査対象、検査期間等を設定し、事業者に通知すする専門分野の原子力検査官を編成し、検査目的、検査対象、検査期間等を設定し、事業者に通知する。

る。

2.7 総合的な評定

2.7 総合的な評定(1) 評定の単位(1) 評定の単位

総合的な評定は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で年１回行う※

総合的な評定は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で年１回行う※

７。ただし、一つの原子炉設置許可において複数の原子炉の設置許可がなされている場合には、各原子７。ただし、一つの原子炉設置許可において複数の原子炉の設置許可がなされている場合には、各原子炉の安全確保の状況を明確にするため、原子炉ごとに評定を行う。

炉の安全確保の状況を明確にするため、原子炉ごとに評定を行う。

※７ 使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）に対する検査（核物質防※７ 使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）に対する検査（核物質防護に係るものを除く。
）及び核原料物質を使用する者に対する検査については、10 年に１回の護に係るものを除く。）及び核原料物質を使用する者に対する検査については、10 年に１回の原子力規制検査の基本検査を実施した年度ごとに評定を行う。なお、令第 41 条各号に掲げる核原子力規制検査の基本検査を実施した年度ごとに評定を行う。なお、令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する使用者が一つの使用許可において令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用

燃料物質を使用する使用者が一つの使用許可において令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用しない使用施設等についても許可を受けている場合には、各年度において実施した原子力規制

しない使用施設等についても許可を受けている場合には、各年度において実施した原子力規制

検査等の結果を踏まえて、当該許可を受けた使用者が実施する安全活動全般を対象に年１回評検査等の結果を踏まえて、当該許可を受けた使用者が実施する安全活動全般を対象に年１回評

定を行う。

定を行う。

(2) 評定における考慮事項(2) 評定における考慮事項

検査対象事項について総合的な評定を行うに当たっては、「2.1 検査の体系等」に示す検査の体系に合検査対象事項について総合的な評定を行うに当たっては、「2.1 検査の体系等」に示す検査の体系に合わせて、事業者の安全活動が各監視領域に関連する活動目的を達成しているかどうかを評価する。そのわせて、事業者の安全活動が各監視領域に関連する活動目的を達成しているかどうかを評価する。その際、原子力利用における安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に際、原子力利用における安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に向けて改善している安全活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

向けて改善している安全活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

各監視領域の評価に当たっては、安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の重要度評価を踏まえ

各監視領域の評価に当たっては、安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の重要度評価を踏まえる。

る。

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

総合的な評定の結果には、表６－１及び表６－２の対応区分の設定のほか、横断領域に係る検査指摘

総合的な評定の結果には、表６－１及び表６－２の対応区分の設定のほか、横断領域に係る検査指摘事項がある場合にはこれも含める。これを事業者に通知する際、検査の結果を踏まえて作成した次期の事項がある場合にはこれも含める。これを事業者に通知する際、検査の結果を踏まえて作成した次期の検査計画のほか、必要に応じ、以下の事項を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措検査計画のほか、必要に応じ、以下の事項を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原則１年に１回公表する。この際、規則第７条に基づき、規則別表のとお置に関する詳細な情報を除き原則１年に１回公表する。この際、規則第７条に基づき、規則別表のとおり当該事業者に対して原子力施設の状態等に応じた基本検査の手数料の納付を納入告知書の交付によりり当該事業者に対して原子力施設の状態等に応じた基本検査の手数料の納付を納入告知書の交付により求める。※８

求める。※８①該当する評定期間中の安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の概要並びにこれらに関連する問①該当する評定期間中の安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の概要並びにこれらに関連する問題に対応した事業者及び原子力規制委員会の措置

題に対応した事業者及び原子力規制委員会の措置②前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由②前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由③３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は、事業者による安全活動の改善に係る取組状③３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は、事業者による安全活動の改善に係る取組状

況等

況等
7

- 26 -

④事業者の安全活動の改善状況に係る規制機関の認識④事業者の安全活動の改善状況に係る規制機関の認識※８ 使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）に対する検査（核物質防※８ 使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）に対する検査（核物質防護に係るものを除く。
）及び核原料物質を使用する者に対する検査については、10 年に１回の護に係るものを除く。）及び核原料物質を使用する者に対する検査については、10 年に１回の原子力規制検査の基本検査を実施する年度（実施時期が年度初めの場合は、その前年度）に検

原子力規制検査の基本検査を実施する年度（実施時期が年度初めの場合は、その前年度）に検査計画を通知し、規則第 7 条に基づき基本検査の手数料の納付を納入告知書の交付により求め査計画を通知し、規則第 7 条に基づき基本検査の手数料の納付を納入告知書の交付により求める。なお、令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する使用者が一つの使用許可において令第る。なお、令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する使用者が一つの使用許可において令第41 条各号に掲げる核燃料物質を使用しない使用施設等についても許可を受けている場合には、

41 条各号に掲げる核燃料物質を使用しない使用施設等についても許可を受けている場合には、年１回の評定の結果の公表に合わせて手数料の納付を納入告知書の交付により求める。

年１回の評定の結果の公表に合わせて手数料の納付を納入告知書の交付により求める。

2.9 検査結果に基づく規制措置の検討等

2.9 検査結果に基づく規制措置の検討等

規制措置は、検査等で確認した問題点を是正し、各監視領域における活動目的の達成を確保するため規制措置は、検査等で確認した問題点を是正し、各監視領域における活動目的の達成を確保するための措置命令のほか、法令に基づく事業者の責務の実施が確保できないと考えられる場合の許可取消し等の措置命令のほか、法令に基づく事業者の責務の実施が確保できないと考えられる場合の許可取消し等の処分を含め、事業者による問題解決への取組を確実なものとするための規制機関としての対応であるの処分を含め、事業者による問題解決への取組を確実なものとするための規制機関としての対応である（関連する処分に係る法の条文を表７に示す。）。この対応は、事案の性格や内容に応じて、各監視領域（関連する処分に係る法の条文を表７に示す。）。この対応は、事案の性格や内容に応じて、各監視領域

における活動目的の達成を確保するために適時実施する必要があることから、重要度評価の結果を踏まにおける活動目的の達成を確保するために適時実施する必要があることから、重要度評価の結果を踏まえて、総合的な評定を待つことなく検討を行う。なお、即時の対応を必要としないものについては、総

えて、総合的な評定を待つことなく検討を行う。なお、即時の対応を必要としないものについては、総合的な評定を踏まえてその後の原子力規制検査で状況を確認するなど、事案の重要度、緊急性等を踏ま合的な評定を踏まえてその後の原子力規制検査で状況を確認するなど、事案の重要度、緊急性等を踏まえて的確に対応する。

えて的確に対応する。

原子力規制検査において気付き事項がある場合は、「3.2(5)検査の実施」に規定する検査指摘事項とす

原子力規制検査において気付き事項がある場合は、「3.2(5)検査の実施」に規定する検査指摘事項とするかどうかの判断及び重要度評価を行う。これと並行して、法令違反があったか、原子力規制委員会のるかどうかの判断及び重要度評価を行う。これと並行して、法令違反があったか、原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼすものか、原子力安全に実質的な影響があったか、意図的な不正行為によるもの

規制活動に影響を及ぼすものか、原子力安全に実質的な影響があったか、意図的な不正行為によるもの

かの視点で情報収集等を行い、問題がないか確認する。重要度評価及びこれらの確認の結果から、当該かの視点で情報収集等を行い、問題がないか確認する。重要度評価及びこれらの確認の結果から、当該事業者に必要な措置を求めることを検討する。特に、検査指摘事項のうち重要度評価の結果が、実用発事業者に必要な措置を求めることを検討する。特に、検査指摘事項のうち重要度評価の結果が、実用発電用原子炉施設については緑を超えるもの、核燃料施設等については「追加対応あり」としたものにつ電用原子炉施設については緑以外のもの、核燃料施設等については指摘事項（追加対応あり）としたもいては、規制要求に抵触している蓋然性が高いことから、規制措置の要否を検討した上で、その内容をのについては、規制要求に抵触している蓋然性が高いことから、規制措置の要否を検討した上で、その決定する。また、規制措置が不利益処分となる場合には、行政手続法等に基づき、必要な手続を取る。

内容を決定する。また、規制措置が不利益処分となる場合には、行政手続法等に基づき、必要な手続を本規制措置の検討に当たっては、検査指摘事項の重要度評価の手順と同様に、事業者の希望に応じて公取る。本規制措置の検討に当たっては、検査指摘事項の重要度評価の手順と同様に、事業者の希望に応開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で意見等を聴じて公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で意見取する機会を設ける。

等を聴取する機会を設ける。

なお、措置命令等を行った場合においては、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施状況を原子力

なお、措置命令等を行った場合においては、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施状況を原子力規制検査により確認する。

規制検査により確認する。

検査結果に基づく規制措置の詳細については、別途ガイドを定める。

検査結果に基づく規制措置の詳細については、別途ガイドを定める。

3 検査の実施に係る手順等

3 検査の実施に係る手順等

本章では、「2.1 検査の体系」等及び「2.4 検査の結果の通知及び公表」で示す検査等を円滑に運用する

本章では、「2.1 検査の体系」等及び「2.4 検査の結果の通知及び公表」で示す検査等を円滑に運用するための具体的な手順等を定める。

ための具体的な手順等を定める。

3.1 検査計画

3.1 検査計画

原子力規制検査は、総合的な評定の結果及びその他の関連事情を勘案して、検査の程度を決定し、計原子力規制検査は、総合的な評定の結果及びその他の関連事情を勘案して、検査の程度を決定し、計画して実施するため、総合的な評定を取りまとめる際には、その結果を踏まえた検査計画を合わせて作画して実施するため、総合的な評定を取りまとめる際には、その結果を踏まえた検査計画を合わせて作成し、事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する。ただし、追成し、事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する。ただし、追8- 27 -

加検査及び特別検査は、総合的な評定を待つことなく実施することから、事案が発生した都度、個別に加検査及び特別検査は、総合的な評定を待つことなく実施することから、事案が発生した都度、個別に計画を作成し、検査の対象、内容、期間等について当該事業者に通知するとともに、原子力規制委員会

計画を作成し、検査の対象、内容、期間等について当該事業者に通知するとともに、原子力規制委員会のホームページ等を通じて公表する。なお、勘案すべきその他の関連事情には、原子力施設の種別、規のホームページ等を通じて公表する。なお、勘案すべきその他の関連事情には、原子力施設の種別、規模及び建設段階、供用段階、廃止措置段階等の原子力施設の状態等が含まれる。

模及び建設段階、供用段階、廃止措置段階等の原子力施設の状態等が含まれる。

総合的な評定の単位（原則として事業等の許可又は指定の単位、原子炉設置者にあっては原子炉の単総合的な評定の単位（原則として事業等の許可又は指定の単位、原子炉設置者にあっては原子炉の単位）を踏まえ、同一の単位ごとに検査計画を作成する。その際、１つの事業者において複数の事業の許位）を踏まえ、同一の単位ごとに検査計画を作成する。その際、１つの事業者において複数の事業の許可又は指定を受けている場合や、複数の原子炉又は原子力発電所の運転等をしている場合等、総合的な可又は指定を受けている場合や、複数の原子炉又は原子力発電所の運転等をしている場合等、総合的な評定の単位を超えて事業者が同一の組織で安全活動を行っている場合には、一体的に検査を行う計画を

評定の単位を超えて事業者が同一の組織で安全活動を行っている場合には、一体的に検査を行う計画を立て、効率的かつ効果的な検査の実施に努める。そのため、検査計画の作成においては、主にチーム検立て、効率的かつ効果的な検査の実施に努める。そのため、検査計画の作成においては、主にチーム検査の計画について、事業者の安全活動計画を踏まえて、原子力検査官の配置等を考慮して検査時期の調査の計画について、事業者の安全活動計画を踏まえて、原子力検査官の配置等を考慮して検査時期の調整を行う。また、日常検査については、事業者の日々の安全活動状況等を踏まえて適時検査を行う必要整を行う。また、日常検査については、事業者の日々の安全活動状況等を踏まえて適時検査を行う必要があるため、年間を通して、検査ガイドに規定する検査量が事業者の安全活動状況に応じて適切に配分があるため、年間を通して、検査ガイドに規定する検査量が事業者の安全活動状況に応じて適切に配分できるように随時調整する。その際、複数の監視領域に共通する検査ガイドを用いて検査を実施する場

できるように随時調整する。その際、複数の監視領域に共通する検査ガイドを用いて検査を実施する場

合や、複数の検査ガイドを併用して一体的に検査を実施する場合等は、それぞれに検査量を配分する。

合や、複数の検査ガイドを併用して一体的に検査を実施する場合等は、それぞれに検査量を配分する。

また、法定確認行為等に係る検査は事業者からの申請等に基づいて行うこととなるため、申請等の内容

また、法定確認行為等に係る検査は事業者からの申請等に基づいて行うこととなるため、申請等の内容を踏まえて設定された検査項目に係る検査の実施計画を立てる。

を踏まえて設定された検査項目に係る検査の実施計画を立てる。

検査計画を作成後、事業者の安全活動計画が大幅に変更となった場合は、適宜検査計画を変更し、変検査計画を作成後、事業者の安全活動計画が大幅に変更となった場合は、適宜検査計画を変更し、変更後の事業者の安全活動計画に即した検査が実施できるよう調整する。

更後の事業者の安全活動計画に即した検査が実施できるよう調整する。

3.2 検査の実施

3.2 検査の実施

作成した検査計画に基づき、基本検査、追加検査及び特別検査を行う際には、事業者の日々の活動状作成した検査計画に基づき、基本検査、追加検査及び特別検査を行う際には、事業者の日々の活動状況を踏まえて検査内容の詳細を設定していく必要があるため、日常検査や日々の監視、事業者会議への況を踏まえて検査内容の詳細を設定していく必要があるため、日常検査や日々の監視、事業者会議への参加等を通じて、検査前に事業者の安全活動状況及び活動予定を把握し、チーム検査の具体的な検査内参加等を通じて、検査前に事業者の安全活動状況及び活動予定を把握し、チーム検査の具体的な検査内容を設定して検査を実施する。原子力検査官は、法第 61 条の２の２第３項並びに第 68 条第１項及び第容を設定して検査を実施する。原子力検査官は、法第 61 条の２の２第３項並びに第 68 条第１項及び第２項の規定に基づく検査を、事業者又は事業者の調達先の者（以下「事業者等」という。
）が安全活動を２項の規定に基づく検査を、事業者又は事業者の調達先の者（以下「事業者等」という。
）が安全活動を行う場所（以下「検査場所」という。）への立入り、必要な物件の検査、関係者に対する質問及び事業者行う場所（以下「検査場所」という。）への立入り、必要な物件の検査、関係者に対する質問及び事業者から必要な試料の提出を受けての試験等を通じて、効率的かつ効果的に実施するため、必要な事前準備から必要な試料の提出を受けての試験等を通じて、効率的かつ効果的に実施するため、必要な事前準備を行った上で検査を実施する。

を行った上で検査を実施する。

原子力検査官は、基本検査、追加検査及び特別検査を行う際には、法第 61 条の２の２第４項並びに法第 68 条第５項の規定に基づき、その身分を示す証明書を携帯し、かつ、関係者の請求があるときは、これを提示しなければならない。
(1) 立入りに関する事前準備(1) 立入りに関する事前準備

検査場所では、放射線管理や核物質防護管理等を目的に立入りを制限している場合があるため、事業検査場所では、放射線管理や核物質防護管理等を目的に立入りを制限している場合があるため、事業者等がその責務を遵守することを阻害しないよう配慮し、事前に事業者等の運用状況を把握し、事業者者等がその責務を遵守することを阻害しないよう配慮し、事前に事業者等の運用状況を把握し、事業者等の行う必要な教育及び訓練を受け、検査のために立入りができるようにしておく。

等の行う必要な教育及び訓練を受け、検査のために立入りができるようにしておく。

なお、原子力検査官の立入りに関しては、立入先での事業者等の安全活動状況の実態が確実に観察でなお、原子力検査官の立入りに関しては、立入先での事業者等の安全活動状況の実態が確実に観察できるようにするため、事業者等の職員等が原子力検査官の立入先への出入りや立入先での居場所を原子きるようにするため、事業者等の職員等が原子力検査官の立入先への出入りや立入先での居場所を原子力検査官の許可なしに原則ほかの事業者等の職員等に連絡しないよう、事業者等において周知徹底され力検査官の許可なしに原則ほかの事業者等の職員等に連絡しないよう、事業者等において周知徹底されるよう準備する。

るよう準備する。

(2) 物件検査及び試料受理に関する事前準備(2) 物件検査及び試料受理に関する事前準備9- 28 -

立入りと同様に、機密情報等の取扱いとして閲覧等を制限している場合があるため、事業者等がその立入りと同様に、機密情報等の取扱いとして閲覧等を制限している場合があるため、事業者等がその責務を遵守することを阻害しないよう配慮し、事前に事業者等の運用状況を把握し、事業者等の行う必責務を遵守することを阻害しないよう配慮し、事前に事業者等の運用状況を把握し、事業者等の行う必要な教育及び訓練を受け、検査のために必要な閲覧等ができるようにしておく。

要な教育及び訓練を受け、検査のために必要な閲覧等ができるようにしておく。

(3) 関係者に対する質問に関する事前準備(3) 関係者に対する質問に関する事前準備

関係者に対する質問は、事業者等の職員に限らず、事業者等の安全活動に関係している者に対して、関係者に対する質問は、事業者等の職員に限らず、事業者等の安全活動に関係している者に対して、原子力規制検査の実施に必要な範囲で、事業者の活動状況や当該活動に係るその者の認識等を把握する

原子力規制検査の実施に必要な範囲で、事業者の活動状況や当該活動に係るその者の認識等を把握するために行う。この際、事業者等の活動を阻害し安全上の影響を及ぼすことのないよう、質問時期等に配ために行う。この際、事業者等の活動を阻害し安全上の影響を及ぼすことのないよう、質問時期等に配

慮する。

慮する。

質問への回答内容は、回答者の役職、責務等を踏まえて取り扱い、組織としての回答を求める場合に質問への回答内容は、回答者の役職、責務等を踏まえて取り扱い、組織としての回答を求める場合には、質問に関する事項に責任を有する者を特定して質問を行う。

は、質問に関する事項に責任を有する者を特定して質問を行う。

(4) 開始会議(4) 開始会議

チーム検査、追加検査及び特別検査では、検査対象とする事業者等の安全活動に責任を有する者を含

チーム検査、追加検査及び特別検査では、検査対象とする事業者等の安全活動に責任を有する者を含めた関係者との打合せを実施し、検査目的、検査予定等を説明するとともに、効果的かつ効率的に検査めた関係者との打合せを実施し、検査目的、検査予定等を説明するとともに、効果的かつ効率的に検査が実施できるよう、事業者等の安全活動状況等の情報をあらかじめ聴取する。なお、非通知による検査が実施できるよう、事業者等の安全活動状況等の情報をあらかじめ聴取する。なお、非通知による検査を通じて事業者等の安全活動の実態を把握することを目的とする場合には、柔軟に検査を行う。

を通じて事業者等の安全活動の実態を把握することを目的とする場合には、柔軟に検査を行う。

(5) 検査の実施(5) 検査の実施別に定める検査ガイドに規定する検査対象、検査対象数、検査量等を踏まえて検査を実施する。その別に定める検査ガイドに規定する検査対象、検査対象数、検査量等を踏まえて検査を実施する。その際、これまでの検査結果を含めた事業者等の安全活動状況を確認した上で、リスク情報を活用して、検際、これまでの検査結果を含めた事業者等の安全活動状況を確認した上で、リスク情報を活用して、検査対象を選定する。

査対象を選定する。

事業者等の安全活動を全般的に監視するため、休日や平日通常勤務時間外の事業者等の安全活動に対事業者等の安全活動を全般的に監視するため、休日や平日通常勤務時間外の事業者等の安全活動に対して、検査ガイドで規定する範囲で当該活動の状況を確認する検査（以下「時間外検査」という。
）を行して、検査ガイドで規定する範囲で当該活動の状況を確認する検査（以下「時間外検査」という。
）を行うものとする。時間外検査は、異なる作業状態や多様な時間帯(炉停止、通常運転、週末、夜その他)のうものとする。時間外検査は、異なる作業状態や多様な時間帯(炉停止、通常運転、週末、夜その他)の状況が確認できるように実施する。

状況が確認できるように実施する。

検査における気付き事項がある場合は、関係する原子力検査官に情報を共有し意見交換を行うととも検査における気付き事項がある場合は、関係する原子力検査官に情報を共有し意見交換を行うとともに、事実関係等を調査し、事業者等から見解を聴取するなど情報を収集した上で、検査指摘事項に該当に、事実関係等を調査し、事業者等から見解を聴取するなど情報を収集した上で、検査指摘事項に該当するかどうかを判断する。こうした情報収集は、対象とする安全活動の重要度及び不明瞭な事項の程度するかどうかを判断する。こうした情報収集は、対象とする安全活動の重要度及び不明瞭な事項の程度に応じて実施するよう留意する。

に応じて実施するよう留意する。

検査指摘事項に該当するかどうかを判断するための詳細については、別途ガイドを定める。

検査指摘事項に該当するかどうかを判断するための詳細については、別途ガイドを定める。

(6) 締めくくり会議等(6) 締めくくり会議等

原子力検査官は、検査ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後において事業者の責任者

原子力検査官は、検査ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後において事業者の責任者との会議等※９を行い、検査結果並びに検査指摘事項に係る事実関係及び原子力検査官の認識（問題をとの会議等※９を行い、検査結果並びに検査指摘事項に係る事実関係及び原子力検査官の認識（問題を指摘した視点等※10）を説明する。その際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

指摘した視点等※10）を説明する。その際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

※９ 指摘事項や気付き事項の有無によって会議の形態を調整してかまわない。

※９ 指摘事項や気付き事項の有無によって会議の形態を調整してかまわない。

※10 事業者に期待する対応の提案等は、事業者自らの改善策の検討を阻害する可能性があるため、※10 事業者に期待する対応の提案等は、事業者自らの改善策の検討を阻害する可能性があるため、緊急を要すると考えられる場合、必要な対応が明白である場合に限る等、慎重に実施する必要

緊急を要すると考えられる場合、必要な対応が明白である場合に限る等、慎重に実施する必要

がある。

がある。

3.3 検査報告書の作成

3.3 検査報告書の作成
10- 29 -

基本検査の検査報告書は、四半期の間に実施した基本検査をまとめて作成する。検査報告書には、当基本検査の検査報告書は、四半期の間に実施した基本検査をまとめて作成する。検査報告書には、当該四半期に実施した検査内容、検査指摘事項等を記載する。検査指摘事項は、その事案における問題が該四半期に実施した検査内容、検査指摘事項等を記載する。検査指摘事項は、その事案における問題が明確になるように事実を客観的に記載する。検査報告書の案は書面により事業者へ通知し、事業者から明確になるように事実を客観的に記載する。検査報告書の案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。これらの書面は、不開示情報を除き公開す事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。これらの書面は、不開示情報を除き公開する。当該申出と併せて基本検査の検査報告書を原子力規制委員会に報告する。

る。当該申出と併せて基本検査の検査報告書を原子力規制委員会に報告する。

追加検査又は特別検査の検査報告書は、それぞれ個別に作成する。検査報告書の案は書面により事業追加検査又は特別検査の検査報告書は、それぞれ個別に作成する。検査報告書の案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。これらの書面は、不者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。これらの書面は、不開示情報を除き公開する。当該申出と併せて追加検査又は特別検査の検査報告書を原子力規制委員会に開示情報を除き公開する。当該申出と併せて追加検査又は特別検査の検査報告書を原子力規制委員会に

報告する。

報告する。

4 法定確認行為等と原子力規制検査の関係

4 法定確認行為等と原子力規制検査の関係

核燃料物質等に関する事業所外廃棄の確認等の法定確認行為等を実施するに当たっては、事業者の一連

核燃料物質等に関する事業所外廃棄の確認等の法定確認行為等を実施するに当たっては、事業者の一連の安全活動を記録等により確認することが必要となるが、原子力規制検査により関連する事業者の安全活の安全活動を記録等により確認することが必要となるが、原子力規制検査により関連する事業者の安全活動を適時確認することにより、当該記録等の適切性を確認することが可能であるため、法定確認行為等に動を適時確認することにより、当該記録等の適切性を確認することが可能であるため、法定確認行為等に係る事業者からの申請等があった場合には、申請等以前の関連する事業者の安全活動に対する原子力規制係る事業者からの申請等があった場合には、申請等以前の関連する事業者の安全活動に対する原子力規制

検査の結果を確認するとともに、申請等後の原子力規制検査による確認結果も含め、事業者の一連の安全検査の結果を確認するとともに、申請等後の原子力規制検査による確認結果も含め、事業者の一連の安全活動を記録等により確認する。

活動を記録等により確認する。

4.1 申請等の受理

4.1 申請等の受理

法定確認行為等の種別に応じて表８－１及び表８－２に示す各規則条文に対応した原子力規制委員会

法定確認行為等の種別に応じて表８－１及び表８－２に示す各規則条文に対応した原子力規制委員会宛ての申請書等について、法定確認行為等を受けようとする事業者から提出された場合には、申請書等宛ての申請書等について、法定確認行為等を受けようとする事業者から提出された場合には、申請書等の記載事項が当該規則条文に対応していることを確認する。また、令別表第１で規定されている手数料の記載事項が当該規則条文に対応していることを確認する。また、令別表第１で規定されている手数料の納付を納入告知書の交付により求めた上で、必要な手数料が納付されていることを確認するものとすの納付を納入告知書の交付により求めた上で、必要な手数料が納付されていることを確認するものとする。

る。

受理した申請については、確認対象となる事項を特定し、関連する事業者の安全活動に対する原子力受理した申請については、確認対象となる事項を特定し、関連する事業者の安全活動に対する原子力規制検査による検査項目（以下単に「検査項目」という。）を設定する。

規制検査による検査項目（以下単に「検査項目」という。）を設定する。

4.2 原子力規制検査の結果の確認等

4.2 原子力規制検査の結果の確認等設定した検査項目について、申請以前の関連する事業者の安全活動の実施状況に係る原子力規制検査

設定した検査項目について、申請以前の関連する事業者の安全活動の実施状況に係る原子力規制検査の結果を確認した上で、事業者の安全活動に対して確認すべき事項を特定し、原子力規制検査等を実施の結果を確認した上で、事業者の安全活動に対して確認すべき事項を特定し、原子力規制検査等を実施

する。

する。

法定確認行為等に必要な確認を実施し、設定した検査項目について検査指摘事項がないこと、又は検法定確認行為等に必要な確認を実施し、設定した検査項目について検査指摘事項がないこと、又は検査指摘事項があった場合には内容が当該申請に係る確認対象となる事項に影響を及ぼさないことを確認

査指摘事項があった場合には内容が当該申請に係る確認対象となる事項に影響を及ぼさないことを確認した場合には、確認証の交付を行う。

した場合には、確認証の交付を行う。

図１－１ 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（実用発電用原子炉）

図１－１ 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（実用発電用原子炉）

11- 30 -

図１－２ 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（核燃料施設等）

図１－２ 原子力規制検査に基づく監督のプロセスと構成要素（核燃料施設等）

12- 31 -

表１－１ 原子力規制委員会の確認に関する事業等ごとの法令条文番号

表１－１ 原子力規制委員会の確認に関する事業等ごとの法令条文番号

法第 12 条の６
第８項
法第 22 条の８
第３項

（旧原子力事業者等における）廃止措置が終了したときの原子力規制委員会の確認法第 12 条の７
第９項
法第 22 条の９第５項－

法第 43 条の３の２第３項

法第 43 条の３の３第４項

試験研究用等
原子炉の設置、 －運転等

法第 28 条第３項－

実用炉則第 55条第１項の表の上欄－

法第 43 条の３の 34 第３項

法第 43 条の３の 35 第４項

発電用原子炉の設置、運転等－法第 43 条の３の 11 第３項

－

－

－

－

法第 43 条の 28
第４項
法第 51 条第４
項

貯蔵の事業

－

法第 43 条の 27
第３項
法第 50 条の５
第３項

再処理の事業－法第 51 条の８
第３項－

法第 51 条の 24の２第２項

法第 51 条の 25
第３項

法第 51 条の 26
第４項

廃棄の事業

法第 51 条の６第１項及び第２項－

法第 55 条の２
第３項

－

－

法第 57 条の５第３項

法第 57 条の６
第４項

－

－

－

－

－

－

廃棄物埋設に関する確認

使用前事業者
検査（使用前検査）についての原子力規制委
員会の確認

定期事業者検査の判定期間に関する告示坑道の閉鎖の工程ごとの原子力規制委員会が行う確認

製錬の事業

－

－

－

－

加工の事業

－

法第 16 条の３
第３項

－

－

試験研究用等
原子炉の設置、 －運転等

法第 28 条第３項－

発電用原子炉の設置、運転等－法第 43 条の３の 11 第３項

貯蔵の事業－再処理の事業－

廃棄の事業

法第 51 条の６第１項及び第２項

核燃料物質の使用等
核原料物質の使用

法第 43 条の９第３項
法第 46 条第３項

廃止措置が終了したときの
原子力規制委員会の確認

法第 12 条の６
第８項
法第 22 条の８
第３項

（旧原子力事業者等における）廃止措置が終了したときの原子力規制委員会の確認法第 12 条の７
第９項
法第 22 条の９第５項－

法第 43 条の３の２第３項

法第 43 条の３の３第４項

実用炉則第 55条第１項の表の上欄－

法第 43 条の３の 34 第３項

法第 43 条の３の 35 第４項

－

－

－

－

法第 43 条の 27
第３項
法第 50 条の５第３項

法第 43 条の 28
第４項
法第 51 条第４項

法第 51 条の８
第３項－

法第 51 条の 24の２第２項

法第 51 条の 25
第３項

法第 51 条の 26
第４項－

法第 55 条の２
第３項

－

－

法第 57 条の５第３項

法第 57 条の６
第４項

－

－

－

－

－

－

廃棄物埋設に関する確認

使用前事業者
検査（使用前検査）についての原子力規制委
員会の確認

定期事業者検査の判定期間に関する告示坑道の閉鎖の工程ごとの原子力規制委員会が行う確認

製錬の事業

－

－

－

－

加工の事業

－

法第 16 条の３
第３項

－

－

核燃料物質の使用等
核原料物質の使用

法第 43 条の９第３項
法第 46 条第３項

廃止措置が終了したときの
原子力規制委員会の確認

表１－２ 原子力規制委員会の確認に関する原子力事業者等に共通する法律条文番号

表１－２ 原子力規制委員会の確認に関する原子力事業者等に共通する法律条文番号

廃棄に関する確認法第 58 条廃棄に関する確認法第 58 条運搬に関する確認等

法第 59 条運搬に関する確認等

法第 59 条

放射能濃度についての確認

法第 61 条の２

放射能濃度についての確認

法第 61 条の２

表２ 事業等ごとの検査対象事項の条文
第 61 条の２の２
第１項第１号

使用
前事
業者
検査※

定期事
業者検
査

表２ 事業等ごとの検査対象事項の条文

同項
第２
号

同項第３号

技術
上の
基準

保安規
定

核物
質防
護規
定

廃止
措置
計画

許可
取消
しに
よる
廃止
措置

第 12
条の
２第
１項

第 12
条の
６第
２項

第 12
条の
７第
２項

－

第 22
条の

第 22
条の

第 22
条の

－

製錬事
業者

－

－

－

第 12
条第１
項

加工事
業者

第 16
条の

第 16
条の５
第２項

第 16
条の
４

第 22
条第１
項

第 61 条の２の２
第１項第１号

同項第４号

閉鎖
措置
計画

放射
能濃
度の
測定
及び
評価
の方
法
第 61
条の
２第
２項

防護
措置

第 11
条の
２第
１項
第 21
条の

保安
措置

事業所
外廃
棄・運
搬

－

第 58
条第１
項・第
59 条
第１項

使用
前事
業者
検査※

第 21
条の

定期事
業者検
査

同項
第２
号

同項第３号

技術
上の
基準

保安規
定

核物
質防
護規
定

廃止
措置
計画

許可
取消
しに
よる
廃止
措置

第 12
条の
２第
１項

第 12
条の
６第
２項

第 12
条の
７第
２項

－

第 22
条の

第 22
条の

第 22
条の

－

製錬事
業者

－

－

－

第 12
条第１
項

加工事
業者

第 16
条の

第 16
条の５
第２項

第 16
条の
４

第 22
条第１
項

13

- 32 -

同項第４号

閉鎖
措置
計画

放射
能濃
度の
測定
及び
評価
の方
法
第 61
条の
２第
２項

防護
措置

第 11
条の
２第
１項
第 21
条の

保安
措置

事業所
外廃
棄・運
搬

－

第 58
条第１
項・第
59 条
第１項

第 21
条の

３第
２項

６第
１項

８第
２項
第 43
条の
３の
２第
２項

９第
２項
第 43
条の
３の
３第
２項

２第
２項

２第
１項

第 35
条第
２項

第 35
条第
１項

第 35
条第
２項
第 43
条の
３の
22 第
２項
第 43
条の
18 第
２項

第 35
条第
１項
第 43
条の
３の
22 第
１項
第 43
条の
18 第
１項
第 48
条第
１項

試験研
究用等
原子炉
設置者

第 28
条第
２項

第 29
条第２
項

第 28
条の
２

第 37
条第１
項

第 43
条の
２第
１項

外国原
子力船
運航者

－

－

－

－

－

－

－

第 43
条の３
の 16
第２項

第 43
条の
３の
14

第 43
条の３
の 24
第１項

第 43
条の
10

第 43
条の
20 第
１項
第 50
条第１
項

第 43
条の
３の
34 第
２項
第 43
条の
27 第
２項
第 50
条の
５第
２項

第 43
条の
３の
35 第
２項
第 43
条の
28 第
２項

第 46
条の
２

第 43
条の
３の
27 第
１項
第 43
条の
25 第
１項
第 50
条の
３第
１項

第 51
条第
２項

－

第 48
条第
２項

第 51
条の
９

第 51
条の
18 第
１項

第 51
条の
23 第
１項

第 51
条の
25 第
２項

第 51
条の
26 第
２項

第 51
条の
24 の
２第
１項

第 51
条の
16 第
４項

－

－

第 57
条第１
項

第 57
条の
２第
１項

第 57
条の
５第
２項

第 57
条の
７第
２項

－

第 56
条の
３第
２項

－

第 57
条の
７第
４項

発電用
原子炉
設置者
使用済
燃料貯
蔵事業
者

第 43
条の
３の
11 第
２項
第 43
条の
９第
２項

再処理
事業者

第 46
条第
２項

廃棄事
業者

第 51
条の
８第
２項

使用者

第 55
条の
２第
２項

核原料
物質を
使用す
る者

第 43
条の
11 第
２項
第 46
条の２
の２第
２項
第 51
条の
10 第
２項

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

３第
２項

－

９第
２項
第 43
条の
３の
３第
２項

２第
２項

２第
１項

第 35
条第
２項

第 35
条第
１項

第 35
条第
２項
第 43
条の
３の
22 第
２項
第 43
条の
18 第
２項

第 35
条第
１項
第 43
条の
３の
22 第
１項
第 43
条の
18 第
１項
第 48
条第
１項

第 28
条第
２項

第 29
条第２
項

第 28
条の
２

第 37
条第１
項

第 43
条の
２第
１項

外国原
子力船
運航者

－

－

－

－

－

－

－

第 43
条の３
の 16
第２項

第 43
条の
３の
14

第 43
条の３
の 24
第１項

第 43
条の
10

第 43
条の
20 第
１項
第 50
条第１
項

第 43
条の
３の
34 第
２項
第 43
条の
27 第
２項
第 50
条の
５第
２項

第 43
条の
３の
35 第
２項
第 43
条の
28 第
２項

第 46
条の
２

第 43
条の
３の
27 第
１項
第 43
条の
25 第
１項
第 50
条の
３第
１項

第 51
条第
２項

－

第 48
条第
２項

第 51
条の
９

第 51
条の
18 第
１項

第 51
条の
23 第
１項

第 51
条の
25 第
２項

第 51
条の
26 第
２項

第 51
条の
24 の
２第
１項

第 51
条の
16 第
４項

－

－

第 57
条第１
項

第 57
条の
２第
１項

第 57
条の
５第
２項

第 57
条の
７第
２項

－

第 56
条の
３第
２項

第 51
条の
16 第
１～
３項
第 56
条の
３第
１項

－

第 57
条の
７第
４項

－

－

－

－

－

－

－

使用済
燃料貯
蔵事業
者

第 43
条の
３の
11 第
２項
第 43
条の
９第
２項

再処理
事業者

第 46
条第
２項

廃棄事
業者

第 51
条の
８第
２項

使用者

第 55
条の
２第
２項

核原料
物質を
使用す
る者

－

８第
２項
第 43
条の
３の
２第
２項

試験研
究用等
原子炉
設置者

発電用
原子炉
設置者

第 51
条の
16 第
１～
３項
第 56
条の
３第
１項

６第
１項

第 43
条の
11 第
２項
第 46
条の２
の２第
２項
第 51
条の
10 第
２項

－

※使用者は使用前検査※使用者は使用前検査

表３ 監視領域の分類

表３ 監視領域の分類

14- 33 -

－

－

－

－

－

－

大
分
類

原子力施設安全

製錬事業者

臨界防止

加工事業者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持試験研究用等
原子炉設置者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

外国原子力船
運航者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

発電用原子炉設置者
使用済燃料貯
蔵事業者

小
分
類

発生防止

再処理事業者

発生防止

廃棄事業者

発生防止

使用者※

発生防止

核原料物質を
使用する者

放射線安全

閉じ込めの維持

閉じ込めの維持

重大事故等対処及び大規模損壊対処多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応
多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処閉じ込めの維持

公衆
に対
する
放射
線安
全

従業
員に
対す
る放
射線
安全

製錬事業者

臨界防止

加工事業者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持試験研究用等
原子炉設置者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

外国原子力船
運航者

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

発生防止

拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

発電用原子炉
設置者

核物
質防
護

原子力施設安全

使用済燃料貯
蔵事業者

小
分
類

発生防止

再処理事業者

発生防止

非常時の対応

廃棄事業者

発生防止

多量の放射性物等を放出する事故の拡大防止
又は非常時の対応

使用者※

発生防止

閉じ込めの維持
拡大防止・
影響緩和

大
分
類

非常時の対応閉じ込めの維持
拡大防止・
影響緩和

核物
質防
護

閉じ込めの維持

核原料物質を使用する者－

閉じ込めの維持

閉じ込めの維持

重大事故等対処及び大規模損壊対処多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応
多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止又は非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処非常時の対応
重大事故等対処及び大規模損壊対処閉じ込めの維持
拡大防止・
影響緩和

閉じ込めの維持

核物
質防
護

公衆
に対
する
放射
線安
全

核物
質防
護

非常時の対応閉じ込めの維持
拡大防止・
影響緩和

放射線安全

従業
員に
対す
る放
射線
安全

非常時の対応多量の放射性物等を放出する事故の拡大防止
又は非常時の対応

閉じ込めの維持－※使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）の原子力施設安全の小分類は、閉じ込めの維持のみ。 ※使用者（令第 41 条各号に掲げる核燃料物質を使用する場合を除く。
）の原子力施設安全の小分類は、閉じ込めの維持のみ。

表４ 安全実績指標
監視領域
原
子
力
施
設
安
全

発生防止

表４ 安全実績指標
安全実績指標①7,000 臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム
回数②7,000 臨界時間当たりの計画外出力変化回数③追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数

時期

規則

監視領域
原
子
力
施
設
安
全

・四半期ごと・評価期間は過去４四半期（１年）④安全系の使用不能時間割合

影響緩和

閉じ込めの
維持

重大事故等
対処及び大

・高圧注入系（高圧炉心スプレイ系（BWR-5）、高圧炉心
注水系（ABWR））
BWR
・原子炉隔離時冷却系
・低圧注水系（格納容器スプレイ系）
・非常用交流電源
・原子炉補機冷却水系・海水系
・高圧注入系
・補助給水系
PWR
・低圧注入系
・非常用交流電源
・原子炉補機冷却水系・海水系⑤安全系の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）⑥格納容器内への原子炉冷却材漏えい率（基準値に対する割合）⑦原子炉冷却材中のヨウ素 131 濃度（基準値に対する割合）⑧重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合⑨重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）

・四半期ごと・評価期間は過去 12 四半
期（３年）

発生防止

影響緩和

電用原子
炉施設に
のみ適
用）
閉じ込めの
維持
・訓練サイクルごと
・評価期間は過去１年以
内

重大事故等
対処及び大

15

- 34 -

時期

規則

・四半期ごと・評価期間は過去４四半期（１年）④安全系の使用不能時間割合

第１号

・四半期ごと・評価期間は過去４四半
期（１年）②7,000 臨界時間当たりの計画外出力変化回数③追加的な運転操作が必要な計画外スクラム回数

第５条

（実用発

安全実績指標①7,000 臨界時間当たりの計画外自動・手動スクラム
回数・高圧注入系（高圧炉心スプレイ系（BWR-5）、高圧炉心
注水系（ABWR））
BWR
・原子炉隔離時冷却系
・低圧注水系（格納容器スプレイ系）
・非常用交流電源
・原子炉補機冷却水系・海水系
・高圧注入系
・補助給水系
PWR
・低圧注入系
・非常用交流電源
・原子炉補機冷却水系・海水系⑤安全系の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）⑥格納容器内への原子炉冷却材漏えい率（基準値に対する割合）⑦原子炉冷却材中のヨウ素 131 濃度（基準値に対する割合）⑧重大事故等及び大規模損壊発生時に対応する要員の訓練参加割合⑨重大事故等対策における操作の成立性（想定時間を満足した割合）

・四半期ごと・評価期間は過去 12 四半
期（３年）

第５条
第１号
（実用発
電用原子
炉施設に
のみ適
用）

・四半期ごと・評価期間は過去４四半
期（１年）

・訓練サイクルごと
・評価期間は過去１年以内

規模損壊対

放
射
線
安
全
核
物
質
防
護

処

⑩重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）

公衆⑪放射性廃棄物の過剰放出件数

・四半期ごと・評価期間は過去４四半
期（１年）⑫被ばく線量が線量限度を超えた件数
従業員

核物質防護

放
射
線
安
全

第５条

・年度ごと

⑬事故故障等の報告基準の実効線量（５mSv）を超えた計画外の被ばく発生件数⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているもの
に限る。
）

規模損壊対

第２号

・四半期ごと第５条

・評価期間は過去４四半
期（１年）

第３号

核
物
質
防
護

処

⑩重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）

公衆⑪放射性廃棄物の過剰放出件数

・四半期ごと・評価期間は過去４四半
期（１年）⑫被ばく線量が線量限度を超えた件数
従業員

核物質防護

第５条

・年度ごと

⑬事故故障等の報告基準の実効線量（５mSv）を超えた計画外の被ばく発生件数⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているもの
に限る。
）

第２号

・四半期ごと第５条

・評価期間は過去４四半
期（１年）

第３号

規則：原子力規制検査等に関する規則

規則：原子力規制検査等に関する規則

表５－１ 検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の値の分類（実用発電用原子炉施設）

表５－１ 検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の値の分類（実用発電用原子炉施設）

緑

安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、

白

緑

安全確保の機能又は性能への影響があるが限定的かつ極めて小さなものであり、事事業者の改善措置活動により改善が見込める水準

業者の改善措置活動により改善が見込める水準（安全実績指標については、安全確保の機能又は性能に影響のない場合も含む。
）（安全実績指標については、安全確保の機能又は性能に影響のない場合も含む。
）

安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関白安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善を図るべき水準

与の下で改善を図るべき水準

黄安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準

黄安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準

赤

安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準

赤

安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準

表５－２ 検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の値の分類（核燃料施設等）

表５－２ 検査指摘事項及び安全実績指標の値の分類（核燃料施設等）

安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、「追加対応なし」

安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、

指摘事項

事業者の改善措置活動により改善が見込める水準（追加対応なし）（安全実績指標については、安全確保の機能又は性能に影響のない場合も含む。
）
安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関「追加対応あり」

与の下で改善を図るべき水準

与の下で改善を図るべき水準

指摘事項

安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準（追加対応あり）

安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準
安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準

表６－１ 対応区分（実用発電用原子炉施設）

施設の状態（安全実績指標については、安全確保の機能又は性能に影響のない場合も含む。
）
安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準

区分

事業者の改善措置活動により改善すべき水準

表６－１ 対応区分（実用発電用原子炉施設）

第１区分

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

区分

各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に軽微な劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に中程度の劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、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

監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容され
ない状態

施設の状態

16

- 35 -

第１区分

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に軽微な劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に中程度の劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、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

監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容され
ない状態

評価基準

項目

全ての安全実績指標が緑※１であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査
指摘事項がある場合においてその全ての評価が緑のとき一つの監視領域（大分類）において白が１又は２
生じている

・規則第３条第１項に係る基
本検査
・追加検査はなし・事業者の是正処
置の状況を確
認する
検
査
対
応
視点等

・一つの監視領域（小分類）
において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監
視領域（小分類）の劣化」という。
）又は、・一つの監視領域（大分類）において白が３生じている・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている※２又
は、・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・黄が２以上又は赤が１生じている・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項１号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、全ての QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特定事業者が国民の健康と安全性の保護を確保するための安全活動を実施し、又は実施することができるという妥当な確信が原子力
規制委員会にない状況（施設の許認可、技術基準その他規制要求又は命令の違反が複数あり、悪化している場合等）

評価基準

項目

全ての安全実績指標が緑※１であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査
指摘事項がある場合においてその全ての評価が緑のとき一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている

・一つの監視領域（小分類）
において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監
視領域（小分類）の劣化」という。
）又は、・一つの監視領域（大分類）において白が３生じている・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている※２又
は、・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・黄が２以上又は赤が１生じている・規則第３条第１項に係る基
本検査
・追加検査はなし・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項１号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査・事業者の是正処
置の状況を確認する・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並びに安全文化及び核セキュリティ文化
要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、全ての QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特
定

検
査
対
応
視点等

事業者が国民の健康と安全性の保護を確保するための安全活動を実施し、又は実施することができるという妥当な確信が原子力
規制委員会にない状況（施設の許認可、技術基準その他規制要求又は命令の違反が複数あり、悪化している場合等）

規則：原子力規制検査等に関する規則

規則：原子力規制検査等に関する規則※１ 全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含め※１ 全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含める。

る。

※２ 「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）※２ 「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場合をいう。

の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場合をいう。

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）
区分

第１区分
（削除）

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）
第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

区分

第１区分

評価基準

指摘事項（追加
対応なし）※１
又は検査指摘事項がない場合

（削除）

（削除）

17

- 36 -

第２区分

第３区分

第４区分
指摘事項

（追加対応あり）※２

第５区分

施設の状態

評価基準

項目

各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に軽微な劣化がある状態

全ての安全実績
指標が「追加対応なし」 ※ １ であって、かつ、検査指摘事項がない場
合又は検査指摘事項がある場合
においてその全ての評価が「追加対応なし」のとき「追加対応あり」※２が１以上生じている

・規則第３条第１項に係る基
本検査
・追加検査はなし

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項１号に係る
追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査

・事業者の是正処
置の状況を確認する・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、全ての QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特
定

検
査
対
応
視点等

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に中程度の劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、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

監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容され
ない状態

施設の状態

事業者が国民の健康と安全性の保護を確保するための安全活動を実施し、又は実施することができるという妥当な確信が原子力
規制委員会にない状況（施設の許認可、技術基準その他規制要求又は命令の違反が複数あり、悪化している場合等）

各監視領域における活動目的は満足しており、事業者の自律的な改善が見込める状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に軽微な劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行
う安全活動に中程度の劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、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

（新設）

（新設）

・追加検査はなし

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項１号に係る
追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第２号に係る追加検査

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第３号に係る追加検査

・事業者の是正処
置の状況を確認する・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定・パフォーマンスの劣化が認められた事業者の安全活動と、それに関連する QMS 要素の中から追加検査項目を選定
・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候の特定

・全体的な事業者の安全活動と、全ての QMS 要素の中から追加検査項目を選定・根本原因分析の結果の評価並
びに安全文化及び核セキュ
リティ文化要素の劣化兆候（第三者により実施された
安全文化及び
核セキュリテ
ィ文化の評価を含む。）の特定監視領域における活動目的を満足していないため、プラントの運転が許容され
ない状態

（新設）

（新設）

項目

検
査
対
応
視点等

規則：原子力規制検査等に関する規則

規則：原子力規制検査等に関する規則※１ 全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含め※１ 全ての安全実績指標に係る安全活動の実績がなく、報告すべき安全実績指標の値がない場合を含める。

る。
※２ 「追加対応あり」については、重要度評価・規制措置の検討会議において、施設状態の評価及び追※２ 指摘事項（追加対応あり）については、重要度評価・規制措置の検討会議において、施設状態の評

加検査の程度を決定する。

価及び追加検査の程度を決定する。

なお、本検討会議の運用については、別途ガイドを定める。

なお、本検討会議の運用については、別途ガイドを定める。

18- 37 -

表７ 規制措置に関する主な法条文

表７ 規制措置に関する主な法条文
保安規定の
変更の命令

核燃料取扱
主任者、原子
炉主任技術
者等の解任
の命令

法第 11 条の２第２項

法第 12 条第３項－

法第 21 条の３第１項

法第 21 条の３第２項

法第 22 条第３項

法第 22 条の５

法第 33 条

法第 36 条第１項
法第 36 条の２第３項

法第 36 条第２項

法第 37 条第３項

法第 43 条発電用原子炉の設置、運転等法第 43 条の３の 20

法第 43 条の３の 23 第１項

法第 43 条の３の 23 第２項

法第 43 条の３の 24 第３項

法第 43 条の３の 26 第２項（試験炉の準用）貯蔵の事業

法第 43 条の16

法第 43 条の19 第１項

法第 43 条の19 第２項

法第 43 条の20 第３項

法第 43 条の
24

再処理の事
業

法第 46 条の７

法第 49 条第１項

法第 49 条第２項

法第 50 条第３項

法第 50 条の２第２項（加
工の準用）

廃棄の事業

法第 51 条の14

法第 51 条の17 第１項法第 51 条の17 第２項法第 51 条の18 第３項法第 51 条の
22

核燃料物質
の使用等

法第 56 条

法第 56 条の４第１項

法第 56 条の４第２項

法第 57 条第
３項

－

核原料物質
の使用

－

法第 57 条の７第５項（是
正の命令）

－

－

許可又は指
定の取消し
等

施設の使用
の停止等の
措置の命令

製錬の事業

法第 10 条－

加工の事業

法第 20 条

試験研究用
等原子炉の
設置、運転等

是正措置等
の命令

核物質防護
規定の変更
の命令

核物質防護
管理者の解
任の命令

法第 12 条の２第３項
法第 22 条の６第２項（製錬の準用）法第 12 条の５
法第 22 条の７第２項（製錬の準用）法第 43 条の２の２第２項（製錬の準用）
法第 43 条の３の 28 第２項（製錬の準用）
法第 43 条の26 第２項（製錬の準用）法第 50 条の４第２項（製錬の準用）法第 51 条の24 第２項（製錬の準用）法第 57 条の３第２項（製錬の準用）法第 43 条の２第２項（製錬の準用）法第 43 条の３の 27 第２項（製錬の準用）
法第 43 条の25 第２項（製錬の準用）法第 50 条の３第２項（製錬の準用）法第 51 条の23 第２項（製錬の準用）法第 57 条の２第２項（製錬の準用）

表８－１ 法定確認行為等の手続に係る事業等ごとの各規則条文

規則名

製錬の事業

加工の事業

試験研究用
等原子炉の
設置、運転等

製錬の事業
に関する規
則
核燃料物質
の加工の事
業に関する
規則
試験研究の
用に供する
原子炉等の
設置、運転等
に関する規
則

保安規定の
変更の命令

核燃料取扱
主任者、原子
炉主任技術
者等の解任
の命令

法第 11 条の２第２項

法第 12 条第３項－

法第 21 条の３第１項

法第 21 条の３第２項

法第 22 条第３項

法第 22 条の５

法第 33 条

法第 36 条第１項
法第 36 条の２第３項

法第 36 条第２項

法第 37 条第３項

法第 43 条発電用原子炉の設置、運転等法第 43 条の３の 20

法第 43 条の３の 23 第１項

法第 43 条の３の 23 第２項

法第 43 条の３の 24 第３項

法第 43 条の３の 26 第２項（試験炉の準用）貯蔵の事業

法第 43 条の16

法第 43 条の19 第１項

法第 43 条の19 第２項

法第 43 条の20 第３項

法第 43 条の
24

再処理の事
業

法第 46 条の７

法第 49 条第１項

法第 49 条第２項

法第 50 条第３項

法第 50 条の２第２項（加
工の準用）

廃棄の事業

法第 51 条の14

法第 51 条の17 第１項法第 51 条の17 第２項法第 51 条の18 第３項法第 51 条の
22

核燃料物質
の使用等

法第 56 条

法第 56 条の４第１項

法第 56 条の４第２項

法第 57 条第
３項

－

核原料物質
の使用

－

法第 57 条の７第５項（是
正の命令）

－

－

許可又は指
定の取消し
等

施設の使用
の停止等の
措置の命令

製錬の事業

法第 10 条－

加工の事業

法第 20 条

試験研究用
等原子炉の
設置、運転等

是正措置等
の命令

核物質防護
規定の変更
の命令

核物質防護
管理者の解
任の命令

法第 12 条の２第３項
法第 22 条の６第２項（製錬の準用）法第 12 条の５
法第 22 条の７第２項（製錬の準用）法第 43 条の２の２第２項（製錬の準用）
法第 43 条の３の 28 第２項（製錬の準用）
法第 43 条の26 第２項（製錬の準用）法第 50 条の４第２項（製錬の準用）法第 51 条の24 第２項（製錬の準用）法第 57 条の３第２項（製錬の準用）法第 43 条の２第２項（製錬の準用）法第 43 条の３の 27 第２項（製錬の準用）
法第 43 条の25 第２項（製錬の準用）法第 50 条の３第２項（製錬の準用）法第 51 条の23 第２項（製錬の準用）法第 57 条の２第２項（製錬の準用）

表８－１ 法定確認行為等の手続に係る事業等ごとの各規則条文

廃棄物埋設
に関する確
認

使用前事業
者検査（使用前検査）につ
いての原子
力規制委員
会の確認

定期事業者
検査の判定
期間に関す
る告示

坑道の閉鎖
の工程ごと
の原子力規
制委員会が
行う確認

廃止措置が
終了したと
きの原子力
規制委員会
の確認

－

－

－

－

第７条の５
の 10～第７条の５の 12

（旧原子力
事業者等に
おける）廃止
措置が終了
したときの
原子力規制
委員会の確
認
第７条の５
の 10～第７条の５の 12－

第３条の５、第３条の６、 －
第３条の７

－

第９条の９
～第９条の
10 の２

第９条の９
～第９条の
10 の２

加工の事業

－

第３条の３、第３条の４、 －第３条の６－

第 16 条の 10～第 16 条の11 の２

第 16 条の 12

試験研究用
等原子炉の
設置、運転等

規則名

製錬の事業

19

- 38 -

製錬の事業
に関する規
則
核燃料物質
の加工の事
業に関する
規則
試験研究の
用に供する
原子炉等の
設置、運転等
に関する規
則

廃棄物埋設
に関する確
認

使用前事業
者検査（使用前検査）につ
いての原子
力規制委員
会の確認

定期事業者
検査の判定
期間に関す
る告示

坑道の閉鎖
の工程ごと
の原子力規
制委員会が
行う確認

廃止措置が
終了したと
きの原子力
規制委員会
の確認

－

－

－

－

第７条の５
の 10～第７条の５の 12

（旧原子力
事業者等に
おける）廃止
措置が終了
したときの
原子力規制
委員会の確
認
第７条の５
の 10～第７条の５の 12－

第３条の５・
－
第３条の７

－

第９条の９
～第９条の
10 の２

第９条の９
～第９条の
10 の２

－

第３条の３
～第３条の
６

－

第 16 条の 10～第 16 条の11 の２

第 16 条の 12－

船舶に関する原子炉（研究開発段階にあるものを除く。）の設置、運転等発電用原子炉の設置、運
転等

貯蔵の事業

再処理の事
業

廃棄の事業

核燃料物質
の使用等
核原料物質
の使用

船舶に関す
る原子炉（研究開発段階にあるものを除く。）の設置、運転等
に関する規
則
実用発電用
原子炉の設
置、運転等に
関する規則
研究開発段
階発電用原
子炉の設置、
運転等に関
する規則
使用済燃料
の貯蔵の事
業に関する
規則
使用済燃料
の再処理の
事業に関す
る規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によっ
て汚染され
た物の第一
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によつ
て汚染され
た物の第二
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によつ
て汚染され
た物の廃棄
物管理の事
業に関する
規則
核燃料物質
の使用等に
関する規則
核原料物質
の使用に関
する規則

船舶に関す
る原子炉（研究開発段階にあるものを除く。）の設置、運転等－第９条～第10 条の２－－

第 32 条の 10～第 32 条の12

第 33 条－

第 15 条、第17 条、第 21条

第 55 条－

第 120 条～第 121 条の２

第 120 条～第 121 条の２－

第 15 条、第17 条、第 21条－－

第 115 条～
第 116 条の２

第 115 条～
第 116 条の２－

第７条、第８条、第 10 条－－

第 43 条の７～第 43 条の８の２

第 43 条の７～第 43 条の
８の２

貯蔵の事業

－

第５条～第
７条

－

－

第 19 条の９～第 19 条の10 の２

第 19 条の９～第 19 条の
10 の２

再処理の事
業

第５条、第６ 第 18 条、第条、第 11 条、 19 条、第 24
13 条
条

－

第 76 条～第76 条の２

第 83 条～第84 条の２

第 83 条～第84 条の２

第４条、第５条、第７条、 －第９条－－

第 22 条の 11～第 22 条の12 の２

第 22 条の 11～第 22 条の
12 の２

発電用原子
炉の設置、運
転等

廃棄の事業

－

第７条、第８条、第 10 条－－

第 35 条の 10～第 35 条の11 の２

第 35 条の 10～第 35 条の
11 の２

－

第２条の５
～第２条の
７

－

－

第６条の６
～第６条の
７の２

第６条の８

核燃料物質
の使用等

－

－

－

－

－

－

核原料物質
の使用

表８－２ 法定確認行為等の手続に係る原子力事業者等に共通する各規則条文

船舶に関する原子炉（研究開発段階にあるものを除く。）の設置、運転等
に関する規
則
実用発電用
原子炉の設
置、運転等に
関する規則
研究開発段
階発電用原
子炉の設置、
運転等に関
する規則
使用済燃料
の貯蔵の事
業に関する
規則
使用済燃料
の再処理の
事業に関す
る規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によっ
て汚染され
た物の第一
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によつ
て汚染され
た物の第二
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によつ
て汚染され
た物の廃棄
物管理の事
業に関する
規則
核燃料物質
の使用等に
関する規則
核原料物質
の使用に関
する規則

る規則

第９条～第
10 条の２－－

第 32 条の 10～第 32 条の12

第 33 条－

第 15 条～第21 条

第 55 条－

第 120 条～第 121 条の２

第 120 条～第 121 条の２－

第 15 条～第
21 条

－

－

第 115 条～
第 116 条の２

第 115 条～
第 116 条の
２

－

第７条～第
10 条

－

－

第 43 条の７～第 43 条の８の２

第 43 条の７～第 43 条の
８の２

－

第５条～第
７条

－

－

第 19 条の９～第 19 条の10 の２

第 19 条の９～第 19 条の10 の２

第５、６、11、 第 18 条～第
13 条
24 条

－

第 76 条～第76 条の２

第 83 条～第84 条の２

第 83 条～第84 条の２

第４、５、７、－９条－－

第 22 条の 11～第 22 条の12 の２

第 22 条の 11～第 22 条の
12 の２

－

第７条～第
10 条

－

－

第 35 条の 10～第 35 条の11 の２

第 35 条の 10～第 35 条の11 の２－

第２条の３・
－
第２条の４

－

第６条の６
～第６条の
７の２

第６条の８

－

－

－

－

－

－

表８－２ 法定確認行為等の手続に係る原子力事業者等に共通する各規則条文

核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関す
廃棄に関する確認－

核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関す第３条及び第５条

廃棄に関する確認20- 39 -

る規則

第３条及び第５条

運搬に関する確認等

核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則

第 19 条及び第 20 条

運搬に関する確認等

製錬事業者等における工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度について確認等
放射能濃度について

核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則

第 19 条及び第 20 条
製錬事業者等における工場等において用いた資材その他

第３条及び第４条の物に含まれる放射性物質の放射能濃度について確認等
放射能濃度についてに関する規則の確認第３条及び第４条

に関する規則の確認
試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則

試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度につい第３条及び第４条ての確認等に関する規則

21- 40 -

第３条及び第４条

共通事項に係る検査運用ガイド（新旧対照表）1- 41 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

共通事項に係る検査運用ガイド

共通事項に係る検査運用ガイド（GI0001_r3）（GI0001_r2）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

改正理由
改正に伴う修正次

1 目的 ................................................................................ 1

1 目的 ................................................................................ 1

2 検査の概要 .......................................................................... 1

2 検査の概要 .......................................................................... 1

2.1 関係者の役割 ...................................................................... 1

2.1 関係者の役割 ...................................................................... 12.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度 ........................................ 42.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度 ........................................ 43 検査の計画 .......................................................................... 83 検査の計画 .......................................................................... 84 検査の実施 .......................................................................... 94 検査の実施 .......................................................................... 94.1 検査準備 .......................................................................... 94.1 検査準備 .......................................................................... 94.2 検査運用ガイド活用の考え方 ........................................................ 94.2 検査運用ガイド活用の考え方 ........................................................

4.3 フリーアクセス .................................................................... 10

4.3 フリーアクセス .................................................................... 10

4.4 インタビュー ...................................................................... 11

4.4 インタビュー ...................................................................... 11

4.5 サンプル数 ........................................................................ 12

4.5 サンプル数 ........................................................................ 12

4.6 気付き事項の評価 .................................................................. 13

4.6 気付き事項の評価 .................................................................. 13

4.7 会議の開催 ........................................................................ 14

4.7 会議の開催 ........................................................................ 14

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間 .............................................. 15

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間 .............................................. 15

5 検査報告書の作成 .................................................................... 18

5 検査報告書の作成 .................................................................... 18

6 深刻度の評価及び規制措置の立案 ...................................................... 18

6 深刻度の評価及び規制措置の立案 ...................................................... 18

7 検査結果の取りまとめ ................................................................ 18

7 検査結果の取りまとめ ................................................................ 18

7.1 基本検査結果の報告等 .............................................................. 18

7.1 基本検査結果の報告等 .............................................................. 18

7.2 原子力規制委員会での決定 .......................................................... 18

7.2 原子力規制委員会での決定 .......................................................... 18

付録１ 用語の定義 .................................................................... 19

付録１ 用語の定義 .................................................................... 19

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視 .................................... 20

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視 .................................... 20

付録３ 動作可能性の確認 .............................................................. 22

付録３ 動作可能性の確認 .............................................................. 22

付録４ 事前調整の妥当性確認 .......................................................... 24

付録４ 事前調整の妥当性確認 .......................................................... 24

1 目的

1 目的

9

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規制庁長官決定）に基づき、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 年法律第制庁長官決定）に基づき、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。以下「法」という。
）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査及び法第 68 条の規定

166 号。以下「法」という。）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査及び原子力規制検査に 記載の適正化（誤による立入検査※１（以下「検査」という。
）の共通的な事項（検査全体の流れ、実施方法、各部署の役割

関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査※１（以下「検査」という。）の共通的な事項（検査全 記）など）について定めたものである。基本検査、追加検査及び特別検査の具体的な実施方法、検査内容等に体の流れ、実施方法、各部署の役割など）について定めたものである。基本検査、追加検査及び特別検査

ついては、それぞれのガイドに定める。

の具体的な実施方法、検査内容等については、それぞれのガイドに定める。
2- 42 -

※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の※１ 法第 68 条第１項に基づく原子力事業者等の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計若検査、関係者への質問又は試験のための試料の収去並びに同条第２項に基づく原子力施設の設計若

しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事業所

しくは工事又は原子力施設の設備の製造を行う者その他の関係者の事務所又は工場若しくは事業所への立入り、物件の検査及び関係者への質問

への立入り、物件の検査及び関係者への質問

2 検査の概要

2 検査の概要

2.1 関係者の役割

2.1 関係者の役割

関係者の役割は、以下のとおりとする。

関係者の役割は、以下のとおりとする。

(1) 検査監督総括課（検査評価室を含む。）(1) 検査監督総括課（検査評価室を含む。）

・原子力規制検査に係る各種法令及び規程、原子力規制検査業務システム、サーベイメータ等の計測・原子力規制検査に係る各種法令及び規程、原子力規制検査業務システム、サーベイメータ等の計測器等、検査に必要なインフラ（特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係るもの器等、検査に必要なインフラ（特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係るものを除く。
）について整備し、制度の運用に合わせて改善する。その際には、必要に応じて人事課地を除く。
）について整備し、制度の運用に合わせて改善する。その際には、必要に応じて人事課地方事務所班、情報システム室等と連絡調整を行う。

方事務所班、情報システム室等と連絡調整を行う。

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等※２にあっては、「追加対応あり」となる可・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等※２にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）について、当該検査指摘事項の取扱いに責任を有する部門と協力して、能性のある検査指摘事項）について、当該検査指摘事項の取扱いに責任を有する部門と協力して、所定のガイドに従って重要度評価及び深刻度評価を実施する。

所定のガイドに従って重要度評価及び深刻度評価を実施する。

・原子力検査官（以下「検査官」という。）同士の情報共有の場を設置する。

・原子力検査官（以下「検査官」という。）同士の情報共有の場を設置する。

・原子力安全人材育成センターと協力して検査官の資格に係る教育・訓練（OJT を含む。
）を統括す

・原子力安全人材育成センターと協力して検査官の資格に係る教育・訓練（OJT を含む。
）を統括す

る。

る。

運用の明確化・実用炉監視部門、核燃料施設等監視部門、専門検査部門及び事務所の検査官に対し、法第 61 条の・検査官の身分証

２の２第４項及び法第 68 条第５項に基づく身分証明書の発行、抹消・破棄、所在の確認等の管理

明書の携帯及び発を行う。

行管理等について運用の明確化

※２ 製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済※２ 製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、研究開発段階発電用原子炉施設、使用済

燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質

燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設の使用に係る施設(2) 実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門（以下「担当監視部門」という。）
・基本検査のうち、原子力規制事務所（以下「事務所」という。
）が行う日常検査を総括する。また、実用炉監視部門は取替炉心の安全性及び運転員能力、核燃料施設等監視部門は燃料体管理（運搬・貯蔵）及び放射性固体廃棄物等の管理に係るチーム検査※３を行うとともに、追加検査及び特別検査を実施する。

(2) 実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門（以下「担当監視部門」という。）
・基本検査のうち、原子力規制事務所（以下「事務所」という。
）が行う日常検査を総括する。また、実用炉監視部門は運転管理（炉心管理及び運転員能力）、核燃料施設等監視部門は運転管理（燃料 記載の適正化（誤体管理（運搬・貯蔵））及び放射線管理（放射線固体廃棄物等の管理）に係るチーム検査※３を行うとともに、追加検査及び特別検査を実施する。

・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

・担当監視部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・担当監視部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・担当監視部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する・担当監視部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並3- 43 -記）

びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

・事務所との日常の情報共有の場を設置運営し、事務所からの報告に対し、必要な指示・支援を行う。

・事務所との日常の情報共有の場を設置運営し、事務所からの報告に対し、必要な指示・支援を行う。

事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原子力規制部検査グループ内で共有する。

子力規制部検査グループ内で共有する。

・事故対処室や審査グループとの連携も図りつつ事業者等の安全活動の監視を行う。

・事故対処室や審査グループとの連携も図りつつ事業者等の安全活動の監視を行う。

・検査官の教育・訓練（OJT を含む。
）を専門検査部門及び原子力安全人材育成センターと協力して・検査官の教育・訓練（OJT を含む。）を専門検査部門及び原子力安全人材育成センターと協力して

実施する。

実施する。

(3) 専門検査部門(3) 専門検査部門（担当監視部門が行うチーム検査以外のもの）を実施する。その際、本部門の管理職

・チーム検査※３（担当監視部門が行うチーム検査以外のもの）を実施する。その際、本部門の管理職

は当該分野での技術的知見を有する検査官等をチーム長として指名し、チーム構成を決める。定期は当該分野での技術的知見を有する検査官等をチーム長として指名し、チーム構成を決める。定期事業者検査については、日常検査で実施するものも含め、全体を統括する。

事業者検査については、日常検査で実施するものも含め、全体を統括する。

・チーム検査※３・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど・これらの検査で特定した検査指摘事項が「緑」（核燃料施設等にあっては、「追加対応なし」）かど

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

うかの最終判断を行う。
（この判断に当たっては、当面の間、事前に検査監督総括課と調整を行う。）

・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能・「緑」を超える可能性のある検査指摘事項（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行性のある検査指摘事項）については、検査監督総括課と協力して重要度評価及び深刻度評価を行い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

い、その結果を基に規制措置を立案する。その際、他部門及び事務所と緊密に連携する。

・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

・チーム検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原子力規制部検査グ
ループ内で共有する。

・チーム検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、適宜、原子力規制庁原子力規制部検査グ
ループ内で共有する。

・担当監視部門及び事務所が行う検査及び監視活動を技術的に支援する。

・担当監視部門及び事務所が行う検査及び監視活動を技術的に支援する。

・検査官の教育・訓練（OJT を含む。
）を担当監視部門及び原子力安全人材育成センターと協力して・検査官の教育・訓練（OJT を含む。）を担当監視部門及び原子力安全人材育成センターと協力して

実施する。

実施する。

※３

※３

チーム検査は、それぞれの検査ごとに実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門／専門検

チーム検査は、それぞれの検査ごとに実用炉監視部門／核燃料施設等監視部門／専門検査部門（以下「担当部門」という。
）が責任を持って実施するが、必要に応じて、他部門及査部門（以下「担当部門」という。
）が責任を持って実施するが、必要に応じて、他部門及び事務所に所属する検査官がチーム長及びチーム員を構成することは可能である。こうしび事務所に所属する検査官がチーム長及びチーム員を構成することは可能である。こうしたチームメンバーの構成等は、各部門の管理職間で調整する。

たチームメンバーの構成等は、各部門の管理職間で調整する。

(4) 放射線防護グループ核セキュリティ部門
・核物質防護に係る検査を実施する。同検査に係る文書等の整備、検査指摘事項の重要度評価及び深刻度評価を行う。
・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

(4) 放射線防護グループ核セキュリティ部門
・核物質防護に係る検査を実施する。同検査に係る文書等の整備、検査指摘事項の重要度評価及び深刻度評価を行う。
・本部門のチーム検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、チーム検査の検査官は速やかに本部門の管理職に報告する。

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性

・本部門の管理職は、チーム検査または事務所からの報告等を受け、検査指摘事項に該当する可能性があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関があると判断した検査気付き事項について、速やかに原子力規制委員会委員長及び委員並びに関係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。

係する原子力規制庁幹部にその状況を報告する。
4- 44 -

(5) 事務所(5) 事務所

・基本検査のうち日常検査を実施する。特定した検査指摘事項については、「緑」を超える可能性（核・基本検査のうち日常検査を実施する。特定した検査指摘事項については、「緑」を超える可能性（核燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性）の判定を行い、担当監視部門にその内容

燃料施設等にあっては、「追加対応あり」となる可能性）の判定を行い、担当監視部門にその内容を報告する。

を報告する。

・本庁からの求めに応じて、チーム検査（核物質防護措置に係る検査を含む）に参加するほか、特定の内容について検査を実施する。

・本庁からの求めに応じて、チーム検査（核物質防護措置に係る検査を含む）に参加するほか、特定の内容について検査を実施する。

・原子力施設の状況及び事業者等の安全活動の状況並びに検査官の活動状況を日常的に担当監視部

・原子力施設の状況及び事業者等の安全活動の状況並びに検査官の活動状況を日常的に担当監視部門に報告する（核物質防護措置に影響する可能性があるものは適宜、核セキュリティ部門に報告す

門に報告する（核物質防護措置に影響する可能性があるものは適宜、核セキュリティ部門に報告する。
）。また、巡視や日常検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項をる。）。また、巡視や日常検査において確認した検査指摘事項となる可能性がある検査気付き事項を特定した場合は、速やかに担当監視部門に報告し、適宜、指示や技術的な助言等の支援を受ける。

特定した場合は、速やかに担当監視部門に報告し、適宜、指示や技術的な助言等の支援を受ける。

2.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度

2.2 検査で確認する範囲及び検査官の関与する程度(1) 検査で確認する範囲(1) 検査で確認する範囲

a. 直接的な確認対象

a. 直接的な確認対象

直接的な確認対象は、法第 61 条の２の２に規定されている以下の事項であって、原子力規制

直接的な確認対象は、法第 61 条の２の２に規定されている以下の事項であって、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）第２条で「安全活動」と定義され検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号）第２条で「安全活動」と定義されるものの実施状況である。

るものの実施状況である。

(a) 使用前事業者検査（使用施設においては使用前検査）及び定期事業者検査の実施状況(a) 使用前事業者検査（使用施設においては使用前検査）及び定期事業者検査の実施状況（日常 記載の適正化（誤検査及びチーム検査）(b) 原子力施設の維持並びに核原料物質及び核燃料物質の使用に係る技術上の基準の遵守状況(b) 原子力施設の維持並びに核原料物質及び核燃料物質の使用に係る技術上の基準の遵守状況（日常検査及びチーム検査）(c) 保安規定（放射能濃度測定含む）、核物質防護規定、廃止措置計画又は閉鎖措置計画に従って記）
記載の適正化（誤記）(c) 保安規定（放射能濃度測定含む）、核物質防護規定、廃止措置計画又は閉鎖措置計画に従って 記載の適正化（誤事業者等が講ずべき措置の実施状況

事業者等が講ずべき措置の実施状況（日常検査及びチーム検査）記）(d) 防護措置の実施状況(d) 防護措置の実施状況（チーム検査）(e) 原子力施設及び核燃料物質等の工場等の外における廃棄に係る保安のために必要な措置の実(e) 原子力施設及び核燃料物質等の工場等の外における廃棄に係る保安のために必要な措置の実 記）

施状況(f) 核燃料物質等の工場等の外における運搬に係る保安のために必要な措置（特定核燃料物質を施状況（日常検査及びチーム検査）

記載の適正化（誤記載の適正化（誤(f) 核燃料物質等の工場等の外における運搬に係る保安のために必要な措置（特定核燃料物質を 記）含むときは、保安及び核物質防護のために必要な措置）の実施状況

含むときは、保安及び核物質防護のために必要な措置）の実施状況（日常検査及びチーム検査） 記載の適正化（誤記）

b. 間接的な確認対象

b. 間接的な確認対象

事業者等の安全活動に影響しうる活動として、直接的な確認対象に付随するものとして、例え事業者等の安全活動に影響しうる活動として、直接的な確認対象に付随するものとして、例えば以下のものが挙げられる。ただし、これらに限定するものではなく、検査官は、これら以外のば以下のものが挙げられる。ただし、これらに限定するものではなく、検査官は、これら以外の活動であっても、原子力の安全に影響する可能性があると考えるものについて確認する。

活動であっても、原子力の安全に影響する可能性があると考えるものについて確認する。

(a) 原子力規制委員会が承認していない民間規格等に基づく事業者等の安全活動(a) 原子力規制委員会が承認していない民間規格等に基づく事業者等の安全活動（日常検査及び 記載の適正化（誤チーム検査）(b) 事業者等の安全活動に係る他法令の遵守状況（消防法、労働安全衛生法、建築基準法等）(b) 事業者等の安全活動に係る他法令の遵守状況（消防法、労働安全衛生法、建築基準法等）（日 記載の適正化（誤常検査及びチーム検査）(c) 安全性の向上のための評価等のうち、原子力施設等の維持のために必要な措置の実施状況

記）(c) 安全性の向上のための評価等のうち、原子力施設等の維持のために必要な措置の実施状況（「a.直接的な確認対象」の(e)に相当する部分）（「a.直接的な確認対象」の(e)に相当する部分）（日常検査及びチーム検査）

こうした確認には専門的知識を必要とする場合があり、検査官は本庁の支援を得ることが必要

こうした確認には専門的知識を必要とする場合があり、検査官は本庁の支援を得ることが必要である。基本的には、本庁の各担当部門に相談し、そこを経由して、審査グループ、技術基盤グである。基本的には、本庁の各担当部門に相談し、そこを経由して、審査グループ、技術基盤グ
5- 45 -

記）
記載の適正化（誤記）

ループ等から必要な助言を受けることとするが、直接専門知識を有する職員に連絡して助言を受

ループ等から必要な助言を受けることとするが、直接専門知識を有する職員に連絡して助言を受けても構わない。

けても構わない。

（解説１）

（解説１）

事業者等は、ASME、JIS 等原子力規制委員会が承認していない民間規格等又は他法事業者等は、ASME、JIS 等原子力規制委員会が承認していない民間規格等又は他法

令の規制基準を根拠又は準拠として設計等を行う場合もあり、こうした活動を検査令の規制基準を根拠又は準拠として設計等を行う場合もあり、こうした活動を検査

気付き事項としてとらえ評価する際には、こうした設計等が法の規制要求に適合し気付き事項としてとらえ評価する際には、こうした設計等が法の規制要求に適合しているかという観点で確認することが必要になり、審査グループや技術基盤グルーているかという観点で確認することが必要になり、審査グループや技術基盤グループの支援が必要になると考えられる。

プの支援が必要になると考えられる。

また、直接的には原子力安全に関連しないものでも、事業者等の安全活動の適切

また、直接的には原子力安全に関連しないものでも、事業者等の安全活動の適切性を確認するために必要となる情報もある。

性を確認するために必要となる情報もある。

（例１）事業者等の超勤管理：運転員の人的過誤が散見されるため、勤怠状況等を確（例１）事業者等の超勤管理：運転員の人的過誤が散見されるため、勤怠状況等を確認し、体制の観点で適切な要員配置等がなされているか（人員不足など）な

認し、体制の観点で適切な要員配置等がなされているか（人員不足など）などを確認する場合

どを確認する場合（例２）管理区域への入退域記録：放射線管理の観点に加え、所定の管理区域内の巡（例２）管理区域への入退域記録：放射線管理の観点に加え、所定の管理区域内の巡視が適切に行われているかを確認する場合

視が適切に行われているかを確認する場合

（解説２）

（解説２）

原子力規制庁では、他省庁等との連携を進めているところであり、連携に係る文

原子力規制庁では、他省庁等との連携を進めているところであり、連携に係る文書がある場合はそれに従う。

書がある場合はそれに従う。

こうした文書がない場合についても、必要に応じて関係機関へ事実関係を連絡す

こうした文書がない場合についても、必要に応じて関係機関へ事実関係を連絡することとし、相互に効率的な対応となるよう調整する。事務所において当該関係機ることとし、相互に効率的な対応となるよう調整する。事務所において当該関係機

関とつながりがない場合は、本庁経由で連絡することとする。

関とつながりがない場合は、本庁経由で連絡することとする。

（例１）火災防護のうち、消防法に係る問題（発生防止、感知・消火）（消防庁／（例１）火災防護のうち、消防法に係る問題（発生防止、感知・消火）（消防庁／

各地域の消防本部・消防署）※４

各地域の消防本部・消防署）※４（例２）火災防護のうち、建築基準法に係る問題（防火戸・防火壁等の防火区画、（例２）火災防護のうち、建築基準法に係る問題（防火戸・防火壁等の防火区画、排煙設備、内装制限、非常照明等）（国土交通省／各地域の特定行政庁

排煙設備、内装制限、非常照明等）（国土交通省／各地域の特定行政庁（建築主事））（建築主事））（例３）労働安全（特に従業員被ばく）に係る問題（厚生労働省／各地域の労働局（例３）労働安全（特に従業員被ばく）やクレーン・ボイラーの機能検査に係る問／労働基準監督署）※５

題（厚生労働省／各地域の労働局）

運用の明確化・労働基準監督署（例４）事業所外運搬に係る安全上の問題（国土交通省／海上保安庁）（例４）事業所外運搬に係る安全上の問題（国土交通省／海上保安庁）と原子力規制事務（例５）刑事犯罪に係る立入等の問題（警察庁／道府県の警察本部／各地域の警察（例５）刑事犯罪に係る立入等の問題（警察庁／道府県の警察本部／各地域の警察所の連携を追加署）

署）※４ 消防庁との間で以下の文書のやり取りをしている。なお、消防庁との連絡に※４ 消防庁との間で以下の文書のやり取りをしている。なお、消防庁との連絡については、原則、本庁において行う。

ついては、原則、本庁において行う。

原子力規制庁原子力規制部検査グループ検査監督総括課長、原子力規制庁

原子力規制庁原子力規制部検査グループ検査監督総括課長、原子力規制庁

原子力規制部規制企画課火災対策室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所と原子力規制部規制企画課火災対策室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携について（依頼）」（原規規発第 1906205 号 令和元年６月 20 日）の連携について（依頼）」（原規規発第 1906205 号 令和元年６月 20 日）

消防庁特殊災害室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携につい

消防庁特殊災害室長：「原子力施設管轄消防本部と事務所との連携につい6- 46 -

て」（消防特第 26 号 令和元年６月 21 日）て」（消防特第 26 号 令和元年６月 21 日）
運用の明確化※５ 厚生労働省との間で以下の文書のやり取りをしている。なお、厚生労働省と・労働基準監督署の連絡については、原則、本庁において行う。
原子力規制庁原子力規制部検査グループ検査監督総括課長：「原子力施設をと原子力規制事務

管轄する労働基準監督署と原子力規制事務所との連携について」（原規規発第所の連携を追加

2203085 号令和４年３月８日）
厚生労働省労働基準局安全衛生部労働衛生課長：「原子力施設を管轄する労働基準監督署と原子力規制事務所との連携について（回答）」（基安労発 0314
第１号令和４年３月 14 日）(2) 検査官の関与する程度(2) 検査官の関与する程度

検査官は、原子力安全及び核物質防護への影響の程度に応じて、関与の程度を決定する。

検査官は、原子力安全及び核物質防護への影響の程度に応じて、関与の程度を決定する。

安全上重要な懸念を有する検査気付き事項を特定した場合、検査官は他に計画していた検査活動

安全上重要な懸念を有する検査気付き事項を特定した場合、検査官は他に計画していた検査活動を取りやめてでも、その事項に最優先に取り組み、十分な時間をかけて事実関係や規制要求適合性を取りやめてでも、その事項に最優先に取り組み、十分な時間をかけて事実関係や規制要求適合性等の確認を行わなければならない。その場合、上司や本庁は必要に応じて、検査官の追加投入等の等の確認を行わなければならない。その場合、上司や本庁は必要に応じて、検査官の追加投入等の対応を講じなければならない。

対応を講じなければならない。

図１及び図２に概念図を示す。

図１

図１及び図２に概念図を示す。

検査の深さ（実用発電用原子炉施設）

図１

7- 47 -

検査の深さ（実用発電用原子炉施設）

SL 評価SDP 評価１．軽微でないもの
関与しない。

ａ．検査気付き事項でないもの
関与しない。

２．軽微
質問、事実確認を実施。

ｂ．検査気付き事項
質問、事実確認を実施。

３．SLⅣ（規制措置不要）
ｃ．軽微、「追加対応なし」
事業者による法令遵守等への復帰を監視。
事業者の是正措置活動を監視。

SL 評価

検
査
官
の
関
与

４．SLⅢ以上、SLⅣ（規制措置不要以外）
ｄ．
「追加対応あり」
法に基づく命令等への対応状況等を監視。
追加検査により監視。

SDP 評価１．軽微でないもの
関与しない。

ａ．検査気付き事項でないもの
関与しない。

２．軽微
質問、事実確認を実施。

ｂ．検査気付き事項
質問、事実確認を実施。

３．SLⅣ（規制措置不要）
ｃ．軽微、指摘事項（追加対応なし）
事業者による法令遵守等への復帰を監視。
事業者の是正措置活動を監視。

検
査
官
の
関
与

４．SLⅢ以上、SLⅣ（規制措置不要以外）
ｄ．指摘事項（追加対応あり）
法に基づく命令等への対応状況等を監視。
追加検査により監視。

記載の適正化
・核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の分類名称を※核燃料施設等においては、SDP 評価により核燃料物質の潜在的な危険性が低く「追加対応なし」となる
場合であっても SLⅢ以上または SLⅣ（規制措置不要以外）となる場合がある。

図２※核燃料施設等においては、SDP 評価により核燃料物質の潜在的な危険性が低く指摘事項（追加対応なし）となる
場合であっても SLⅢ以上または SLⅣ（規制措置不要以外）となる場合がある。

検査の深さ（核燃料施設等）

a. 検査気付き事項※６でないもの
検査気付き事項とは、検査官が事実確認等を行うきっかけとなる事項であって、原子力安全又は

図２

変更

検査の深さ（核燃料施設等）

a. 検査気付き事項※５でないもの

核物質防護に影響の可能性があるものである。原子力安全又は防護措置に影響がないもの、つまり検査気付き事項とは、検査官が事実確認等を行うきっかけとなる事項であって、原子力安全又は 記載の適正化
核物質防護に影響の可能性があるものである。原子力安全又は防護措置に影響がないもの、つまり検査気付き事項でないものについては、検査官は関与しない。

検査気付き事項でないものについては、検査官は関与しない。

※６ 「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」参照。

※５ 「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」参照。

（解説）

（解説）

管理区域外で作業していた作業員１人が熱中症になり救急車で搬送された事案

管理区域外で作業していた作業員１人が熱中症になり救急車で搬送された事案は、基本的には現場の労働安全に関するものであって、被ばくの可能性も非常には、基本的には現場の労働安全に関するものであって、被ばくの可能性も非常に低いことから、原子力安全に影響がなく、検査気付き事項には該当しないと考え低いことから、原子力安全に影響がなく、検査気付き事項には該当しないと考えることが適当である。しかし、検査官が巡視等において補修作業員が熱中症で倒ることが適当である。しかし、検査官が巡視等において補修作業員が熱中症で倒れている状況に遭遇する等、人命救助の観点から支援が必要と思われる場合にれている状況に遭遇する等、人命救助の観点から支援が必要と思われる場合には、可能な範囲で協力することが望ましい。

は、可能な範囲で協力することが望ましい。

b. 検査気付き事項

b. 検査気付き事項

検査気付き事項については、検査指摘事項に該当するかどうか判定するに当たって、事業者等に検査気付き事項については、検査指摘事項に該当するかどうか判定するに当たって、事業者等に事実確認等を行う。事実確認等は、できるだけ当該事項に関係する図面や規程類、点検記録、現場

事実確認等を行う。事実確認等は、できるだけ当該事項に関係する図面や規程類、点検記録、現場写真などを用いることで、客観的な事実に基づき確認し、認識の齟齬が生じないようにする。

写真などを用いることで、客観的な事実に基づき確認し、認識の齟齬が生じないようにする。

また、原則、行政指導等により事業者等に対して何らかの対応を求めることはしない。所見を述べることは構わないが、事業者等が検査官の要求と受け取らないように注意する。

また、原則、行政指導等により事業者等に対して何らかの対応を求めることはしない。所見を述べることは構わないが、事業者等が検査官の要求と受け取らないように注意する。

なお、検査官が巡視等で発見した原子力安全に影響のない気付き（例えば、ドアノブの壊れ）を伝えることは構わない。

なお、検査官が巡視等で発見した原子力安全に影響のない気付き（例えば、ドアノブの壊れ）を伝えることは構わない。

（解説）

（解説）

以下の例について疑問が生じた場合においても、原子力安全や核物質防護上の問

以下の例について疑問が生じた場合においても、原子力安全や核物質防護上の問
8- 48 -

記載の適正化題が「○○するべきだ。
」といった発言をし、何らかの対応を事業者等に求めては

題が「○○するべきだ。
」といった発言をし、何らかの対応を事業者等に求めては

いけない。

いけない。

（例１）CAP 会議の運営方法（例１）CAP 会議の運営方法（例２）残業時間が所内ルールを上回った（例２）残業時間が所内ルールを上回った（例３）インフルエンザ対策（うがい、手洗い）が徹底されていない（例３）インフルエンザ対策（うがい、手洗い）が徹底されていない

c. 軽微、緑、SLⅣ（規制措置不要）（核燃料施設等にあっては、軽微、「追加対応なし」）

c. 軽微、緑、SLⅣ（規制措置不要）（核燃料施設等にあっては、軽微、指摘事項（追加対応なし））
記載の適正化検査官は自らの見解を示すことは構わないが、関連する安全活動は事業者等が一義的な責任の検査官は自らの見解を示すことは構わないが、関連する安全活動は事業者等が一義的な責任の下で対応し、CAP 等において是正されるべきものであることから、検査官はその状況を適宜確認下で対応し、CAP 等において是正されるべきものであることから、検査官はその状況を適宜確認

・核燃料施設等のすることとする。
（十分な対応が取られていない場合には、改めて検査指摘事項として取り上げすることとする。（十分な対応が取られていない場合には、改めて検査指摘事項として取り上げ

検査指摘事項の重ることを検討する。
）

ることを検討する。
）

要度及び安全実績

なお、検査指摘事項は、検査報告書に記載される。

なお、検査指摘事項は、検査報告書に記載される。

指標の分類名称を変更

3 検査の計画

3 検査の計画(1) 基本検査の計画(1) 基本検査の計画

a. 日常検査a. 日常検査

日常検査の計画については、年間に実施する検査のサンプル数や施設の状況を踏まえ、各事務所に

日常検査の計画については、年間に実施する検査のサンプル数や施設の状況を踏まえ、各事務所において作成する。また、検査は事前に検査内容を事業者等に通知しないで行うことを基本とする。

おいて作成する。また、検査は事前に検査内容を事業者等に通知しないで行うことを基本とする。

なお、事業者等の安全活動は、例えば、プラントの起動停止やトラブル対応等、必ずしも通常勤務

なお、事業者等の安全活動は、例えば、プラントの起動停止やトラブル対応等、必ずしも通常勤務

時間内に行われるものではないことから、休日や平日夜間の事業者等の安全活動について確認する

時間内に行われるものではないことから、休日や平日夜間の事業者等の安全活動について確認する

ため、勤務時間外の検査についても、担当監視部門があらかじめ提示する方針を踏まえて一定時間行ため、勤務時間外の検査についても、担当監視部門があらかじめ提示する方針を踏まえて一定時間行う。

う。

b. チーム検査b. チーム検査担当部門において、当該チーム検査の体制を検討し、チーム長及びチーム員を選定する。チーム長

担当部門において、当該チーム検査の体制を検討し、チーム長及びチーム員を選定する。チーム長（又はその代理のチーム員）が中心となり事業者と連絡調整し、また、必要に応じて事務所の協力も（又はその代理のチーム員）が中心となり事業者と連絡調整し、また、必要に応じて事務所の協力も得て、具体的な検査計画を作成する。

得て、具体的な検査計画を作成する。

チーム員には、原則として、検査を実施する原子力施設を担当している事務所の検査官を含める。

チーム員には、原則として、検査を実施する原子力施設を担当している事務所の検査官を含める。

また、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する場合などは、同一のチーム長及びチーム

また、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する場合などは、同一のチーム長及びチーム員となるように配慮する。

員となるように配慮する。

（解説） 検査対象の選定（解説） 検査対象の選定・検査官は、検査に当たって、法令、許認可図書、保安規定、技術基準等の関連する・検査官は、検査に当たって、法令、許認可図書、保安規定、技術基準等の関連する事項を確認する。確認する事項の例としては、事業規則における施設の運転や管理、事項を確認する。確認する事項の例としては、事業規則における施設の運転や管理、施設、放射線、廃棄物、運搬、貯蔵等の管理などの保安規定に係る記載事項や、設施設、放射線、廃棄物、運搬、貯蔵等の管理などの保安規定に係る記載事項や、設置変更許可申請書における本文及び添付書類の実施する検査に関連する記載事項、置変更許可申請書における本文及び添付書類の実施する検査に関連する記載事項、技術基準における検査対象の設備が要求されている技術的根拠など、その解釈図書

技術基準における検査対象の設備が要求されている技術的根拠など、その解釈図書も含めて内容を確認し理解する。

も含めて内容を確認し理解する。

9- 49 -

・検査官は、上記を踏まえた上でリスク情報を考慮して検査対象を選定する。検査対・検査官は、上記を踏まえた上でリスク情報を考慮して検査対象を選定する。検査対象の選定に当たっては、過去に発生した事象や他施設でのトラブルの情報を活用す象の選定に当たっては、過去に発生した事象や他施設でのトラブルの情報を活用する。

る。

(2) 追加検査の計画(2) 追加検査の計画

追加検査については、別に定める「GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド」に基づき、追加検査については、別に定める「GI0011 原子力規制検査における追加検査運用ガイド」に基づき、個別に計画を作成する。

個別に計画を作成する。

(3) 特別検査の計画
特別検査については、別に定める「GI0005 特別検査運用ガイド」に基づき、事案が発生した都度、個別に計画を作成する。
4 検査の実施(3) 特別検査の計画
特別検査については、別に定める「GI0005 特別検査運用ガイド」に基づき、事案が発生した都度、個別に計画を作成する。
4 検査の実施

4.1 検査準備

4.1 検査準備

チーム検査において、検査官は検査準備に必要な書類の貸出しを、検査開始前に事業者等に対して求めることができる。その際には、事業者等の文書管理等のルールを遵守すること。
4.2 検査運用ガイド活用の考え方

チーム検査において、検査官は検査準備に必要な書類の貸出しを、検査開始前に事業者等に対して求めることができる。その際には、事業者等の文書管理等のルールを遵守すること。
4.2 検査運用ガイド活用の考え方

検査は原則、検査運用ガイドに基づき実施するものの、これらのガイドに記載されている全項目を網検査は原則、検査運用ガイドに基づき実施するものの、これらのガイドに記載されている全項目を網羅的に確認したり、記載の文言に細かくこだわる必要はない。また、これらのガイドに記載されていな

羅的に確認したり、記載の文言に細かくこだわる必要はない。また、これらのガイドに記載されていな

い項目を加えて検査しても構わない。検査官は自らの経験や知見を生かし、リスクインフォームド検査

い項目を加えて検査しても構わない。検査官は自らの経験や知見を生かし、リスクインフォームド検査

及びパフォーマンスベースト検査（付録１「用語の定義」参照）の趣旨を踏まえ、柔軟に検査を実施す及びパフォーマンスベースト検査（付録１「用語の定義」参照）の趣旨を踏まえ、柔軟に検査を実施す

ること。

ること。

なお、必要に応じて事務所の所長の判断により、日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部

なお、必要に応じて事務所の所長の判断により、日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部

または全部について検査を実施することができる。当該検査結果について検査報告書には、日常検査とまたは全部について検査を実施することができる。当該検査結果について検査報告書には、日常検査として記載すること。

して記載すること。

（解説）

（解説）

・廃止措置段階（全ての核燃料物質を工場又は事業所等から搬出した段階）の原子力・廃止措置段階（全ての核燃料物質を工場又は事業所等から搬出した段階）の原子力施設においては、ガイドでは想定されていない特殊な作業（耐荷重性構造物の撤去、施設においては、ガイドでは想定されていない特殊な作業（耐荷重性構造物の撤去、土壌の大規模な取崩し又は燃料の切断等）が生ずることから、適宜本庁の担当監視

土壌の大規模な取崩し又は燃料の切断等）が生ずることから、適宜本庁の担当監視部門と相談しながら検査すること。

部門と相談しながら検査すること。

・チーム検査の検査項目を日常検査で実施する例としては、以下が挙げられる。

・チーム検査の検査項目を日常検査で実施する例としては、以下が挙げられる。

➢事業者等が行う廃棄物管理等で、日常的に行われている気体廃棄物の通常放出➢事業者等が行う廃棄物管理等で、日常的に行われている気体廃棄物の通常放出

において不適切な管理に気付いた際は、「BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管において不適切な管理に気付いた際は、「BR0050 放射性気体・液体廃棄物の管理」の検査運用ガイドにおけるチーム検査項目の一部について検査を実施す

理」の検査運用ガイドにおけるチーム検査項目の一部について検査を実施す

る。

る。

10

- 50 -

4.3 フリーアクセス

4.3 フリーアクセス

検査官は、フリーアクセス（付録１「用語の定義」参照）により、原子力施設及び事業者等の活動に検査官は、フリーアクセス（付録１「用語の定義」参照）により、原子力施設及び事業者等の活動に関する情報を入手し、原子力施設内の様々な場所に立ち入ることができる。この際、事業者等の定めた関する情報を入手し、原子力施設内の様々な場所に立ち入ることができる。この際、事業者等の定めた

安全上の内規に原則として従うとともに、設備･機器等の機能や状態に影響を与え得る行動や検査官自

安全上の内規に原則として従うとともに、設備･機器等の機能や状態に影響を与え得る行動や検査官自身に危険が及ぶ可能性がある行動は一切行わないこと。

身に危険が及ぶ可能性がある行動は一切行わないこと。

事業者等の内規によってフリーアクセスが制限され検査活動に支障がある場合には、担当監視部門が当該事業者と調整を行う。
この際、(1)から(5)までについて留意すること。

事業者等の内規によってフリーアクセスが制限され検査活動に支障がある場合には、担当監視部門が当該事業者と調整を行う。
この際、(1)から(5)までについて留意すること。

（解説）

（解説）

・設備・機器等の機能や状態に影響を与え得る行動の例を以下に示す。

・設備・機器等の機能や状態に影響を与え得る行動の例を以下に示す。

➢プラントパラメータを確認するために、中央制御室の監視モニターを操作する➢プラントパラメータを確認するために、中央制御室の監視モニターを操作する

こと。

こと。

・設備・機器等の機能や状態に影響を与えない行動の例を以下に示す。

・設備・機器等の機能や状態に影響を与えない行動の例を以下に示す。

➢手すりやドアノブをつかむこと及びエレベーターのボタンを押すこと。

➢手すりやドアノブをつかむこと及びエレベーターのボタンを押すこと。

➢検査官が操作することについて事前に事業者等との合意が得られているパラメ➢検査官が操作することについて事前に事業者等との合意が得られているパラメーター監視専用ディスプレイを操作すること。

ーター監視専用ディスプレイを操作すること。

➢計器に取り付けられているタグを確認するため、タグに触れること。

➢計器に取り付けられているタグを確認するため、タグに触れること。

➢異常な熱が発生していないかを確認するため、ポンプ、モーター等に軽く触れ➢異常な熱が発生していないかを確認するため、ポンプ、モーター等に軽く触れること（回転部への接触がないように注意する）。

(1) 検査官は、原子力安全又は核物質防護に係る会議体※７を傍聴することができる。

ること（回転部への接触がないように注意する）。

(1) 検査官は、原子力安全又は核物質防護に係る会議体※６を傍聴することができる。
記載の適正化※７ これらの会議体は、設備の状態や施設内の作業状況を共有する連絡会や、是正処置や状況報※６

これらの会議体は、設備の状態や施設内の作業状況を共有する連絡会や、是正処置や状況報告を議論する会議などが該当するが、検査官は、検査を行う上で必要と考える会議体であれば告を議論する会議などが該当するが、検査官は、検査を行う上で必要と考える会議体であればこれら以外も傍聴できる。

これら以外も傍聴できる。

(2) 検査官は、原子力施設内において、物品・サービスの調達先（協力企業、メーカー等）からもフリーアクセスにより検査に必要な情報を入手できる。この際、事業者等の同意は必要としない。

(2) 検査官は、原子力施設内において、物品・サービスの調達先（協力企業、メーカー等）からもフリーアクセスにより検査に必要な情報を入手できる。この際、事業者等の同意は必要としない。

(3) 本庁の検査官のフリーアクセスについても、事務所の所属する検査官と同等のフリーアクセスが(3) 本庁の検査官のフリーアクセスについても、事務所の所属する検査官と同等のフリーアクセスができるよう、必要な事業者教育を受講するなどあらかじめ事業者等と調整する。本庁検査官のフリーできるよう、必要な事業者教育を受講するなどあらかじめ事業者等と調整する。本庁検査官のフリーアクセスが困難な場合には、事務所検査官が同行して検査を実施する。

アクセスが困難な場合には、事務所検査官が同行して検査を実施する。

(4) 機密情報の取扱いに十分に注意する。
a.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了(4) 機密情報の取扱いに十分に注意する。
a.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時点で、原則として、事業者等に返却する。

した時点で、原則として、事業者等に返却する。

b.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、原b.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、原子力規制委員会行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号。以下「文書管理規則」という。
）

子力規制委員会行政文書管理規則（原規総発第 120919003 号。以下「文書管理規則」という。
）
11- 51 -

記載の適正化に従って保存・管理を行う。
c.特定重大事故等対処施設及び核物質防護に関する資料については、その情報管理を徹底する。なに従って保存・管理を行う。
c.特定重大事故等対処施設及び核物質防護に関する資料については、その情報管理を徹底する。な

お、現場においては閲覧のみとする。
(5) フリーアクセスにより収集が難しい情報及び場所へのアクセスは、事業者等に対して個別に求めることができる。この際、過度な負担とならないように留意すること。
4.4 インタビュー
検査官は、関係者（事業者及び調達先の職員等）に対する質問（以下「インタビュー」という。）をお、現場においては閲覧のみとする。
(5) フリーアクセスにより収集が難しい情報及び場所へのアクセスは、事業者等に対して個別に求めることができる。この際、過度な負担とならないように留意すること。
4.4 インタビュー
検査官は、関係者（事業者及び調達先の職員等）に対する質問（以下「インタビュー」という。）を実施することができる。この際、以下について留意すること。

実施することができる。この際、以下について留意すること。

(1) 検査官は、インタビューを実施することにより関係者の通常業務に支障が発生しないよう対応す(1) 検査官は、インタビューを実施することにより関係者の通常業務に支障が発生しないよう対応する。また、検査官は事業者及び調達先に対し、インタビューが通常業務に支障を来すと判断する場合る。また、検査官は事業者及び調達先に対し、インタビューが通常業務に支障を来すと判断する場合

は検査官に対してその旨を明確に伝えることを関係者に周知するよう伝える。

は検査官に対してその旨を明確に伝えることを関係者に周知するよう伝える。

(2) 検査官は、インタビューを実施する際には、インタビューの意図を伝え、できる限り簡潔明瞭に(2) 検査官は、インタビューを実施する際には、インタビューの意図を伝え、できる限り簡潔明瞭に対話する。対話時間が長時間に及びそうな場合には、作業や業務に支障を来さないかを関係者に確認対話する。対話時間が長時間に及びそうな場合には、作業や業務に支障を来さないかを関係者に確認する等の配慮をする。

する等の配慮をする。

4.5 サンプル数(1) サンプル数の基本的な考え方

4.5 サンプル数(1) サンプル数の基本的な考え方

各検査運用ガイドには検査を行う対象設備等のサンプル数を示しているが、このサンプル数は原各検査運用ガイドには検査を行う対象設備等のサンプル数を示しているが、このサンプル数は原

子力施設１施設が供用段階（施設定期検査期間を含む通常稼働状態）である標準的な値である。各

子力施設１施設が供用段階（施設定期検査期間を含む通常稼働状態）である標準的な値である。各

原子力施設の具体的なサンプル数については、担当部門が前年度の総合的な評定を踏まえて検査計

原子力施設の具体的なサンプル数については、担当部門が前年度の総合的な評定を踏まえて検査計画を定める際に、各施設の状況及び当該施設を担当している事務所の意見も勘案して設定する。た画を定める際に、各施設の状況も勘案して設定する。ただし、日常検査については、施設の状態変

だし、日常検査については、施設の状態変化に応じて合理的な理由があれば、担当監視部門と調整化に応じて合理的な理由があれば、担当監視部門と調整の上、事務所の所長の判断によりサンプル

運用の明確化の上、事務所の所長の判断によりサンプル数を変更することができる。

数を変更することができる。

・検査計画の策定

核物質防護に係る検査のサンプル数については、同様に核セキュリティ部門が設定する。

核物質防護に係る検査のサンプル数については、同様に核セキュリティ部門が設定する。

時に事務所の関与について運用の明

（解説）

（解説）

リスクインフォームド検査及びパフォーマンスベースト検査の趣旨に照らして、

リスクインフォームド検査及びパフォーマンスベースト検査の趣旨に照らして、

建設段階、供用段階の長期停止中及び廃止措置段階の原子力施設については、各施

建設段階、供用段階の長期停止中及び廃止措置段階の原子力施設については、各施設におけるリスク等の状況を考慮して、検査のサンプル数を増減することができる

設におけるリスク等の状況を考慮して、検査のサンプル数を増減することができる（4.8(3)参照）。そのため、毎年度、検査計画を定める際に、施設ごとのリスク等（4.8(3)参照）。そのため、毎年度、検査計画を定める際に、施設ごとのリスク等の状況に応じて、適用する検査運用ガイド及びそのサンプル数を決定する。

の状況に応じて、適用する検査運用ガイド及びそのサンプル数を決定する。

なお、当初予定していた検査対象となる事業者等の安全活動がなくなった場合になお、当初予定していた検査対象となる事業者等の安全活動がなくなった場合には、担当部門が設定した検査を取りやめる又はサンプル数を低減することができは、担当部門が設定した検査を取りやめる又はサンプル数を低減することができる。

る。

(2) サンプルの数え方(2) サンプルの数え方

サンプルの数え方は各検査運用ガイドに従うが、以下のような数え方でもよい。
（例１）通常のカウント

サンプルの数え方は各検査運用ガイドに従うが、以下のような数え方でもよい。
（例１）通常のカウント
12- 52 -

確化

検査対象として非常用ディーゼル発電機（以下「D/G」という。）及び高圧注入ポンプの２検査対象として非常用ディーゼル発電機（以下「D/G」という。）及び高圧注入ポンプの２つを選定したとする。この場合、サンプル数は２とカウントする。
（例２）異なる視点でのカウントつを選定したとする。この場合、サンプル数は２とカウントする。
（例２）異なる視点でのカウント

異なる視点（異なる検査運用ガイド）で同じ設備・機器等を検査した場合、視点の数をサ

異なる視点（異なる検査運用ガイド）で同じ設備・機器等を検査した場合、視点の数をサンプル数とすることができる。つまり、D/G について以下のような異なる視点で検査を実施しンプル数とすることができる。つまり、D/G について以下のような異なる視点で検査を実施した場合、サンプル数は２とカウントしてもよい。

た場合、サンプル数は２とカウントしてもよい。

a.D/G のメンテナンス手順書が変更されていることから、「BM0110 作業管理」の検査運用ガ

a.D/G のメンテナンス手順書が変更されていることから、「BM0110 作業管理」の検査運用ガ

イドを用いて、その妥当性を評価した。

イドを用いて、その妥当性を評価した。

b.他の設備・機器等でメンテナンス後の復旧忘れが確認されたため、「BQ0010 品質マネジ

b.他の設備・機器等でメンテナンス後の復旧忘れが確認されたため、「BQ0010 品質マネジ

メントシステムの運用」の検査運用ガイドを用いて、D/G のメンテナンス後の復旧状況にメントシステムの運用」の検査運用ガイドを用いて、D/G のメンテナンス後の復旧状況について確認した。

ついて確認した。

（例３）異なる区域でのカウント（例３）異なる区域でのカウント

火災防護の検査対象として、複数の区域の消火設備を検査した場合、その区域の数をサン

火災防護の検査対象として、複数の区域の消火設備を検査した場合、その区域の数をサン

プル数とカウントしてもよい。
核物質防護に係る基本検査では、事業者の全体的な活動を検査することから、サンプル数は施設単位ではなく、事業所単位での対象とする。
4.6 気付き事項の評価(1) 実用発電用原子炉施設検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、「緑」

プル数とカウントしてもよい。
核物質防護に係る基本検査では、事業者の全体的な活動を検査することから、サンプル数は施設単位ではなく、事業所単位での対象とする。
4.6 気付き事項の評価(1) 実用発電用原子炉施設検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、「緑」

又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価に迷う場

又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価に迷う場

合、各検査官は、適宜、検査監督総括課検査評価室と相談することができる。各担当部門は、検査合、各検査官は、適宜、検査監督総括課検査評価室と相談することができる。各担当部門は、検査監督総括課と調整後、評価結果の最終判断を行う。

監督総括課と調整後、評価結果の最終判断を行う。

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。
(2) 核燃料施設等検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、「追加

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。
(2) 核燃料施設等検査を実施した検査官は、検査で確認された気付き事項に対するスクリーニングを実施し、指摘対応なし」又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告する。評価事項（追加対応なし）又は深刻度Ⅳ以下（軽微を含む。
）までの評価を実施し、各担当部門に報告

記載の適正化

内容の判断については、実用発電用原子炉施設と同様である。

する。評価内容の判断については、実用発電用原子炉施設と同様である。

・核燃料施設等の核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。

核物質防護に係る検査で確認された気付き事項については、核セキュリティ部門がスクリーニン
グ及び評価を実施する。
なお、スクリーニングの具体的な手法については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参照のこと。

（解説）

（解説）

検査を実施した検査官は、検査気付き事項を特定した場合、事務所長又はチーム検査を実施した検査官は、検査気付き事項を特定した場合、事務所長又はチーム長と相談しつつ、責任を持って評価を行わなければならない。検査官は、評価の際長と相談しつつ、責任を持って評価を行わなければならない。検査官は、評価の際にどのような情報が必要になるかを理解することにより、検査の際に適切に情報をにどのような情報が必要になるかを理解することにより、検査の際に適切に情報を13- 53 -

検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の分類名称を変更

収集することができる。例えば、原子力安全に係る設備が故障した場合、重要度評収集することができる。例えば、原子力安全に係る設備が故障した場合、重要度評

価ではその設備の安全機能が維持されていたかどうかや、故障がいつ発生し、安全価ではその設備の安全機能が維持されていたかどうかや、故障がいつ発生し、安全機能がどの程度の期間劣化又は喪失していたかが重要な情報である。

機能がどの程度の期間劣化又は喪失していたかが重要な情報である。

また、検査官は、原子力安全又は核物質防護上の検査指摘事項になる可能性があ

また、検査官は、原子力安全又は核物質防護上の検査指摘事項になる可能性がある検査気付き事項を特定した場合には、速やかに事務所長又はチーム長と共有し、る検査気付き事項を特定した場合には、速やかに事務所長又はチーム長と共有し、事務所長又はチーム長は速やかに担当部門の管理職とも共有する。

事務所長又はチーム長は速やかに担当部門の管理職とも共有する。

なお、当該気付き事項の情報収集や評価を優先して実施することによって、他のなお、当該気付き事項の情報収集や評価を優先して実施することによって、他の担当業務の実施が困難となる場合には、事務所及び本庁において業務分担見直しや担当業務の実施が困難となる場合には、事務所及び本庁において業務分担見直しや追加要員の配分など必要な対応を行わなければならない。

追加要員の配分など必要な対応を行わなければならない。

4.7 会議の開催

4.7 会議の開催

検査の実施に当たり、以下の会議を開催する。

検査の実施に当たり、以下の会議を開催する。

(1) 開始会議(1) 開始会議

チーム検査においては、事業者等と開始会議を実施し、検査目的、検査予定等を説明する。

チーム検査においては、事業者等と開始会議を実施し、検査目的、検査予定等を説明する。

日常検査については、事前に検査予定を事業者等に通知しないで通年実施するため、開始会議を日常検査については、事前に検査予定を事業者等に通知しないで通年実施するため、開始会議を実施せずに検査を行うものとする。
(2) 締めくくり会議
検査運用ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後においては、事業者等と締めくく

実施せずに検査を行うものとする。
(2) 締めくくり会議
検査運用ガイドの単位、検査の一定期間等の終了時又は終了後においては、事業者等と締めくく

り会議を行い、検査結果、特に検査指摘事項に関する事実関係と検査官の認識を説明する。そのり会議を行い、検査結果、特に検査指摘事項に関する事実関係と検査官の認識を説明する。その際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

際、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

（解説１）

（解説１）

チーム検査については、指摘事項に係る事実確認等が終了し、予定された期間のチーム検査については、指摘事項に係る事実確認等が終了し、予定された期間の検査が終了した時点で、締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておら検査が終了した時点で、締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある場合であっても、一ず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある場合であっても、一旦締めくくり会議を開催し、その旨を事業者等に伝え、当該事案については継続し

旦締めくくり会議を開催し、その旨を事業者等に伝え、当該事案については継続して検査を行う。

て検査を行う。

日常検査については、検査の一定期間等の終了時として各四半期の終了時期を示

日常検査については、検査の一定期間等の終了時として各四半期の終了時期を示しており、各四半期の翌月 10 日までを目途に締めくくり会議を行う。なお、事実しており、各四半期の翌月 10 日までを目途に締めくくり会議を行う。なお、事実確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある確認が終了しておらず、検査指摘事項となるかどうかの評価ができない事案がある

場合は、締めくくり会議でその旨を事業者等に伝え、当該事案については、次の四場合は、締めくくり会議でその旨を事業者等に伝え、当該事案については、次の四半期に引き続き確認活動を行う。

半期に引き続き確認活動を行う。

締めくくり会議は、必要であれば、四半期の途中や特定の検査運用ガイドによる締めくくり会議は、必要であれば、四半期の途中や特定の検査運用ガイドによる検査が終了した時点でも実施できる。

検査が終了した時点でも実施できる。

（解説２）

（解説２）

締めくくり会議時に、例えば、検査指摘事項に対する新たな事実関係の有無、指締めくくり会議時に、例えば、検査指摘事項に対する新たな事実関係の有無、指摘事項に対する是正活動などについて、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

摘事項に対する是正活動などについて、必要に応じて事業者等の意見を確認する。

是正活動などの情報は、その後の検査に適宜活用する。

是正活動などの情報は、その後の検査に適宜活用する。
14- 54 -

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間

4.8 検査実施者、検査実施人数及び検査時間(1) 検査実施者(1) 検査実施者

検査は、検査官の資格を有する原子力規制庁職員が実施する。チーム検査のチーム長は、原則と検査は、検査官の資格を有する原子力規制庁職員が実施する。チーム検査のチーム長は、原則として当該検査の専門性を有した中級以上の検査官資格を有する検査官が務める。検査官の資格を有して当該検査の専門性を有した中級以上の検査官資格を有する検査官が務める。検査官の資格を有しない者は、検査官の補助を行う。なお、検査資格を有していない原子力規制庁職員であっても、しない者は、検査官の補助を行う。なお、検査資格を有していない原子力規制庁職員であっても、検査に有効な専門知識を有した者であれば、情報提供や検査現場の立会いなどの検査活動の支援を検査に有効な専門知識を有した者であれば、情報提供や検査現場の立会いなどの検査活動の支援をすることができる。

することができる。

(2) 検査実施人数(2) 検査実施人数

責任及び権限の明確化を図り規制資源を有効活用するため、検査は原子力施設ごと又は検査運用責任及び権限の明確化を図り規制資源を有効活用するため、検査は原子力施設ごと又は検査運用

ガイドごとに担当を決め、必要最低限の人数で実施する。検査内容に応じた担当決めは、日常検査

ガイドごとに担当を決め、必要最低限の人数で実施する。検査内容に応じた担当決めは、日常検査

では事務所の統括原子力運転検査官が、チーム検査ではチーム長がそれぞれ行う。

では事務所の統括原子力運転検査官が、チーム検査ではチーム長がそれぞれ行う。

なお、ツーマンルールが定められている原子力施設における現場確認については、２人以上で現

なお、ツーマンルールが定められている原子力施設における現場確認については、２人以上で現場に立ち入ること。

場に立ち入ること。

（解説）

（解説）

一人で検査できるものとして、会議の傍聴、中央制御室の巡視及び立会い（臨界一人で検査できるものとして、会議の傍聴、中央制御室の巡視及び立会い（臨界操作、並列操作等を含む。
）、現場巡視等がある。

操作、並列操作等を含む。
）、現場巡視等がある。

(3) 検査時間(3) 検査時間

検査時間については、人時で考える。検査官Ａが３時間検査を実施した場合、検査時間は３時間

検査時間については、人時で考える。検査官Ａが３時間検査を実施した場合、検査時間は３時間となる。検査官Ａと検査官Ｂが協議して３時間で１つの検査を実施した場合、検査時間は６時間ととなる。検査官Ａと検査官Ｂが協議して３時間で１つの検査を実施した場合、検査時間は６時間と

なる。

なる。

基本検査運用ガイドにある「検査要件まとめ表」に記載されている検査時間は、供用段階にある

基本検査運用ガイドにある「検査要件まとめ表」に記載されている検査時間は、供用段階にある原子力施設において行う検査時間の目安である。建設及び廃止措置段階の原子力施設については、

原子力施設において行う検査時間の目安である。建設及び廃止措置段階の原子力施設については、事業者等の安全活動や原子力施設の状態に応じて柔軟に実施するが、供用段階の実用発電用原子炉事業者等の安全活動や原子力施設の状態に応じて柔軟に実施するが、供用段階の実用発電用原子炉

施設におけるサンプル数又は検査時間に表１の係数を乗じたものを目安とする。
（サンプル数が１

施設におけるサンプル数又は検査時間に表１の係数を乗じたものを目安とする。
（サンプル数が１以下になる場合のみ、検査時間に係数を乗じる。
）

以下になる場合のみ、検査時間に係数を乗じる。
）

表１ 建設及び廃止措置段階の施設の検査量目安

実用炉

表１ 建設及び廃止措置段階の施設の検査量目安

建設段階

廃止措置段階建設段階

廃止措置段階

その年度において廃止措置計画認可の次の年度以降

その年度において廃止措置計画認可の次の年度以降

核燃料物質／使用

全 ての 核 燃 料

全 ての 核 燃 料

全 ての核 燃料

核燃料物質／使用

全 ての 核 燃 料

全 ての 核 燃 料

全 ての核 燃料済燃料／核燃料物

物 質 を原 子 炉

物 質 を工 場 又

物 質 を工 場又済燃料／核燃料物

物 質 を原 子 炉

物 質 を工 場 又

物 質 を工 場又質等の取扱いを開から取り出したは事業所から

は事業所から質等の取扱いを開から取り出したは事業所から

は事業所から

始しないもの年度まで搬出した年度

搬出した次の始しないもの年度まで搬出した年度

搬出した次の

まで

年度以降

まで

年度以降

0.04

－

0.35

0.07

実用炉
15

- 55 -

0.04

－

0.35

0.07

研開炉
熱出力

0.04

0.7

0.35

0.07

0.02

0.5

0.25

0.05

研開炉
熱出力

※

500kw以上

500kw以上

１

試
験
炉

熱出力

0.008

0.2

0.1

0.02

試
験
炉

２

0.004

0.05

0.35

0.07

0.02

0.5

0.25

0.05

0.008

0.2

0.1

0.02

※

熱出力
500kw以上※
２

0.01

熱出力

500kw未満

再処理

0.7

１

500kw以上※
熱出力

0.04

0.004

0.05

0.01

500kw未満

0.04

1.0

0.1

（特定廃液の固型化等を（特定廃液の固型化等終了した年度まで）を終了した次の年度以

再処理

0.04

1.0

0.1

（特定廃液の固型化等を（特定廃液の固型化等終了した年度まで）を終了した次の年度以

降）

降）

加

MOX

0.03

0.07

加

MOX

0.03

0.07

工

ウラン

0.02

0.05

工

ウラン

0.02

0.05

貯蔵

0.004

0.01

貯蔵

0.004

0.01

管理

0.004

0.01

管理

0.004

0.01

埋
設

坑道の閉鎖

坑道の閉鎖

措置を伴わ

措置を伴わ

ないもの（２
種ピット処分

0.002

施設及びト

0.05

0.005

（覆土終了確認をした年（覆土終了確認をした

度まで）

次の年度以降）埋設ないもの（２
種ピット処分
施設及びト

レンチ処分

レンチ処分

施設）

施設）

使用(令第41条該

0.002

0.005

0.002

使用(令第41条該

0.05

0.005

（覆土終了確認をした年（覆土終了確認をした

度まで）

次の年度以降）

0.002

0.005

当)

当)

※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

5 検査報告書の作成
検査報告書の作成については、別に定める「GI0002 原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド」に従って実施する。
6 深刻度の評価及び規制措置の立案
検査指摘事項等に対する深刻度の評価及び規制措置の立案については、別に定める「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に従って実施する。
7 検査結果の取りまとめ

5 検査報告書の作成
検査報告書の作成については、別に定める「GI0002

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド」に従って実施する。
6 深刻度の評価及び規制措置の立案
検査指摘事項等に対する深刻度の評価及び規制措置の立案については、別に定める「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に従って実施する。
7 検査結果の取りまとめ

検査結果については、四半期ごとに取りまとめ検査報告書を作成し、以下のとおり原子力規制委員会に

検査結果については、四半期ごとに取りまとめ検査報告書を作成し、以下のとおり原子力規制委員会に報告等を行うとともに、検査報告書及び検査指摘事項の一覧を原子力規制委員会のホームページにおい報告等を行うとともに、検査報告書及び検査指摘事項の一覧を原子力規制委員会のホームページにおい16- 56 -

て公表する（核物質防護に係る検査結果については非公表とする。）。

て公表する（核物質防護に係る検査結果については非公表とする。）。
運用の明確化7.1 基本検査結果の報告等
担当部門及び核セキュリティ部門は、基本検査の結果を四半期ごとに取りまとめる。検査報告書の7.1 基本検査結果の報告等
担当部門及び核セキュリティ部門は、基本検査の結果を四半期ごとに取りまとめる。検査報告書の・検査報告書の案について事業者か案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。

案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。 らの意見を聴取す

これらの書面は、不開示情報を除き原子力規制委員会のホームページにおいて公表する。当該申出とこれらの書面は、不開示情報を除き原子力規制委員会のホームページにおいて公表する。当該申出とる手続が追加され併せて基本検査の検査報告書を原子力規制委員会に報告するとともに、発電所長、事業所長等に通知併せて基本検査の検査報告書を原子力規制委員会に報告するとともに、発電所長、事業所長等に通知たことを踏まえ、し、原子力規制委員会のホームページにおいて公表する。これらの報告、通知及び公表は、原則、報し、原子力規制委員会のホームページにおいて公表する。これらの報告、通知及び公表は、原則、報検査報告書の報告

告対象の四半期が終了してから２か月以内に行う。

告対象の四半期が終了してから１か月以内に行う。

等の時期を見直し

7.2 原子力規制委員会での決定

7.2 原子力規制委員会での決定

記載の適正化

担当部門及び核セキュリティ部門は、重要度評価・規制措置会合（SERP）において「白」以上の重担当部門及び核セキュリティ部門は、重要度評価・規制措置会合（SERP）において「白」以上の重・核燃料施設等の要度（核燃料施設等においては、「追加対応あり」）又はレベルⅣ（通知あり）以上の深刻度と評価し要度（核燃料施設等においては、指摘事項（追加対応あり））又はレベルⅣ（通知あり）以上の深刻検査指摘事項の重た検査指摘事項があった場合、その内容を速やかに原子力規制委員会に諮る。

度と評価した検査指摘事項があった場合、その内容を速やかに原子力規制委員会に諮る。

要度及び安全実績指標の分類名称を

7.3 被規制者向け情報通知文書

（新設）

変更

検査で得られた情報のうち、担当部門及び核セキュリティ部門が事業者に周知する必要があると判断した情報は、「被規制者向け情報通知文書」発出要領（原規規発第 2203017 号令和４年３月１日原

運用の明確化子力規制庁長官決定）に基づき、当該情報を文書で発出する。

・「被規制者向け
情報通知文書」発
出要領の施行に伴う運用の追加（7.3 被規制者向け情報通知文書）

付録１ 用語の定義

付録１ 用語の定義(1) パフォーマンスベースト検査(1) パフォーマンスベースト検査事業者等の安全活動が「どのように（How）」行われているかではなく、安全活動の結果「何を事業者等の安全活動が「どのように（How）」行われているかではなく、安全活動の結果「何を（What）」得たか、実際に「何が（What）」発生しているかを確認する検査のこと。
「何を（What）」及び（What）」得たか、実際に「何が（What）」発生しているかを確認する検査のこと。
「何を（What）」及び「何が（What）」については、事業者等のパフォーマンスに基づく潜在的な事案も含まれる。また、「ど「何が（What）」については、事業者等のパフォーマンスに基づく潜在的な事案も含まれる。また、「どのように（How）」については、規制者として重点を置かず、事業者等は自らの責任のもとに安全活動をのように（How）」については、規制者として重点を置かず、事業者等は自らの責任のもとに安全活動を柔軟に行うことができる。

柔軟に行うことができる。

（解説）

（解説）

原子力安全を守ることは事業者等の一義的責任であることから、その安全活動に

原子力安全を守ることは事業者等の一義的責任であることから、その安全活動における具体的なプロセスは事業者等が検討し、規制側はその安全活動が総体としておける具体的なプロセスは事業者等が検討し、規制側はその安全活動が総体として適切になされていたかに着目して検査を行う。

適切になされていたかに着目して検査を行う。

具体的には、検査官は、設備・機器が実際に機能するかどうかや現場の職員等が具体的には、検査官は、設備・機器が実際に機能するかどうかや現場の職員等が適切に活動しているかどうかを現場で確認し、これらに劣化状態が確認された場合

適切に活動しているかどうかを現場で確認し、これらに劣化状態が確認された場合には、その直接的な原因となる事業者等の安全活動（パフォーマンス）の劣化を事には、その直接的な原因となる事業者等の安全活動（パフォーマンス）の劣化を事

業者が適切に特定し、是正しているどうかを確認する。

業者が適切に特定し、是正しているどうかを確認する。
17- 57 -

(2) リスクインフォームド（Risk informed）検査(2) リスクインフォームド（Risk informed）検査

検査活動においてリスク情報を活用する検査のこと。リスク情報には、実用発電用原子炉施設に対し検査活動においてリスク情報を活用する検査のこと。リスク情報には、実用発電用原子炉施設に対して用いられる確率論的リスク評価のような定量的な情報のほか、従来から考慮されている安全上の重要て用いられる確率論的リスク評価のような定量的な情報のほか、従来から考慮されている安全上の重要度（重要度分類など）、運転経験及び不適合情報等の定性的な情報も含まれる。検査においてはリスクの度（重要度分類など）、運転経験及び不適合情報等の定性的な情報も含まれる。検査においてはリスクの高さも考慮して設備・機器等を検査対象としてサンプリングし、重点的に確認し、検査指摘事項の評価

高さも考慮して設備・機器等を検査対象としてサンプリングし、重点的に確認し、検査指摘事項の評価においてはリスク情報を考慮してその安全上の重要度を評価する。

においてはリスク情報を考慮してその安全上の重要度を評価する。

(3) フリーアクセス(3) フリーアクセス

原子力規制活動の実施に必要な範囲において、原子力施設内の様々な場所への立入り、安全活動に係

原子力規制活動の実施に必要な範囲において、原子力施設内の様々な場所への立入り、安全活動に係る文書等必要な情報の閲覧、事業者等の職員に対する質問等を行うことを意味する。ただし、事業者のる文書等必要な情報の閲覧、事業者等の職員に対する質問等を行うことを意味する。ただし、事業者の安全上の内規を遵守するよう注意すること。

安全上の内規を遵守するよう注意すること。

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視

付録２ 事務所の検査官による原子力施設等の日常巡視

事務所に所属している検査官は、検査業務のほかに、日常的に原子力施設等の状態を把握する必要がある

事務所に所属している検査官は、検査業務のほかに、日常的に原子力施設等の状態を把握する必要がある

ため、以下の事項に留意して日常巡視を実施する。

ため、以下の事項に留意して日常巡視を実施する。

(1) 巡視エリア(1) 巡視エリア

検査官は、リスク上重要なエリア又は安全関連の設備・機器が位置するエリアの巡視を最優先に行う。

検査官は、リスク上重要なエリア又は安全関連の設備・機器が位置するエリアの巡視を最優先に行う。

原子力施設の燃料取替停止中又はメンテナンス停止中には、通常アクセスできないエリアを巡視すること

原子力施設の燃料取替停止中又はメンテナンス停止中には、通常アクセスできないエリアを巡視することができることから、その施設の状況に合わせて、巡視の頻度とその範囲を選定する。

ができることから、その施設の状況に合わせて、巡視の頻度とその範囲を選定する。

また、検査官は、文書や記録により把握できない原子力施設の欠陥、応急措置又は一時的な変更につい

また、検査官は、文書や記録により把握できない原子力施設の欠陥、応急措置又は一時的な変更について的確に把握するために、設備・機器の現場点検を実施する従業者に同行する場合がある。

て的確に把握するために、設備・機器の現場点検を実施する従業者に同行する場合がある。

(2) リスク情報の活用(2) リスク情報の活用

検査官は、現行の原子力施設の系統構成に基づき、施設の状態を考慮して、どのようなシステムやどの検査官は、現行の原子力施設の系統構成に基づき、施設の状態を考慮して、どのようなシステムやどのような作業のリスクが高いかを理解するために、リスク情報を活用していく必要がある。

ような作業のリスクが高いかを理解するために、リスク情報を活用していく必要がある。

(3) 事業者等の会議体の傍聴(3) 事業者等の会議体の傍聴

検査官は、事業者等の会議を必要に応じて傍聴する。これらの会議には、日々の作業計画についての打検査官は、事業者等の会議を必要に応じて傍聴する。これらの会議には、日々の作業計画についての打合せ、当直交代時の引継ぎ、緊急作業についての打合せ、保安運営委員会、発電所長等が行うマネジメン

合せ、当直交代時の引継ぎ、緊急作業についての打合せ、保安運営委員会、発電所長等が行うマネジメン

トレビュー、CAP 会議等がある。

トレビュー、CAP 会議等がある。

これらの会議を傍聴することによって、事業者等の活動に関する情報を効率的かつ効果的に入手するこ

これらの会議を傍聴することによって、事業者等の活動に関する情報を効率的かつ効果的に入手することが可能である。会議体の傍聴に際しては、疑義等があっても会議中は発言せず、会議終了後に会議責任とが可能である。会議体の傍聴に際しては、疑義等があっても会議中は発言せず、会議終了後に会議責任者等に確認すること。

者等に確認すること。

(4) 核物質防護関連事項(4) 核物質防護関連事項

検査官は、核物質防護措置の一環として設定された、区域境界に設置されている障壁等並びに区域及び検査官は、核物質防護措置の一環として設定された、区域境界に設置されている障壁等並びに区域及び施設の出入口の施錠等に異常がないかなど、核物質防護措置の維持状況についても日常巡視において確認

施設の出入口の施錠等に異常がないかなど、核物質防護措置の維持状況についても日常巡視において確認

し、核物質防護措置に影響する可能性があるものは核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。

し、核物質防護措置に影響する可能性があるものは核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。

また、核物質防護上の対策と原子力安全上の対策が相互に干渉するような状況が確認された場合、検査

また、核物質防護上の対策と原子力安全上の対策が相互に干渉するような状況が確認された場合、検査18- 58 -

官は、担当監視部門又は核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。例えば、以下のような場合が考官は、担当監視部門又は核セキュリティ部門へ連絡し、確認を要請する。例えば、以下のような場合が考

えられる。

えられる。

a.核物質防護措置として実施した施錠、障壁の追加又はその他の措置によって、運転員が緊急時の運転操

a.核物質防護措置として実施した施錠、障壁の追加又はその他の措置によって、運転員が緊急時の運転操

作手順書に記載されている措置が妨げられる場合
b.メンテナンス作業又は建設工事を行ったため、核物質防護措置として設置されている障壁や侵入検知装置の機能が妨げられる場合
c.緊急時対応計画に影響を及ぼすサイト配置の変更、入退出ルートの変更又は保安手順書の変更が行わ

作手順書に記載されている措置が妨げられる場合
b.メンテナンス作業又は建設工事を行ったため、核物質防護措置として設置されている障壁や侵入検知装置の機能が妨げられる場合
c.緊急時対応計画に影響を及ぼすサイト配置の変更、入退出ルートの変更又は保安手順書の変更が行わ

れた場合

れた場合

(5) 注意事項(5) 注意事項

a.日常巡視において確認した気付き事項に対する調査が約 30 分を超えそうな場合、検査官は、その調査を検査として実施することが望ましい。
b.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時
点で、原則として、事業者等に返却する。
c.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、文書管理規則に従って保存・管理を行う。
d.特定重大事故等対処施設及び核物質防護に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においては閲覧のみとする。

付録３ 動作可能性の確認
動作可能性（英語では、operability や functionality と表現されている。
）とは、システム、補助シス

a.日常巡視において確認した気付き事項に対する調査が約 30 分を超えそうな場合、検査官は、その調査を検査として実施することが望ましい。
b.検査官は、検査に必要なものとして事業者等から貸与を受けた資料については、当該検査が終了した時
点で、原則として、事業者等に返却する。
c.検査において作成し、又は取得した行政文書は、その取扱いを特別に定めたものでない限り、文書管理規則に従って保存・管理を行う。
d.特定重大事故等対処施設及び核物質防護に関する資料については、その情報管理を徹底する。なお、現場においては閲覧のみとする。

付録３ 動作可能性の確認
動作可能性（英語では、operability や functionality と表現されている。
）とは、システム、補助シス

テム、部品及び装置が、必要なときに設計上の機能要求を満足して動作することが可能であるかどうかを意 テム、部品及び装置が、必要なときに設計上の機能要求を満足して動作することが可能であるかどうかを意
味する。

味する。

(1) 確認の目的(1) 確認の目的

事業者等が動作可能性の確認を行う目的は、原子力安全に影響を及ぼす構造物、系統及び機器事業者等が動作可能性の確認を行う目的は、原子力安全に影響を及ぼす構造物、系統及び機器（Structures, Systems and Components。以下「SSC」という。）の動作可能性を正しく把握し、遅滞な（Structures, Systems and Components。以下「SSC」という。）の動作可能性を正しく把握し、遅滞なく適切な処置を行い、原子力施設の安全を確保することである。例えば、保安規定に定める運転上の制限

く適切な処置を行い、原子力施設の安全を確保することである。例えば、保安規定に定める運転上の制限（Limiting Conditions for Operation。以下「LCO」という。
）を逸脱しているにもかかわらず、適切な（Limiting Conditions for Operation。以下「LCO」という。
）を逸脱しているにもかかわらず、適切な処置を実施せずに原子力施設を運転することは許容されない。

処置を実施せずに原子力施設を運転することは許容されない。

(2) 確認対象
検査官は、事業者等が実施する動作可能性の確認が適切かどうかについて監視を行う。監視の対象は、安全上重要な SSC を中心とする。

(2) 確認対象
検査官は、事業者等が実施する動作可能性の確認が適切かどうかについて監視を行う。監視の対象は、安全上重要な SSC を中心とする。

また、これらの SSC に対する設計上の機能要求を満足する上で必要な動力、計装制御、冷却媒体、シー

また、これらの SSC に対する設計上の機能要求を満足する上で必要な動力、計装制御、冷却媒体、シー

ル水、潤滑油、環境条件等の設計上の機能要求を満足して動作するための前提となる機能を提供する関連

ル水、潤滑油、環境条件等の設計上の機能要求を満足して動作するための前提となる機能を提供する関連

SSC 及び条件についても確認の対象である。

SSC 及び条件についても確認の対象である。

(3) 確認方法(3) 確認方法
19- 59 -

検査官は、原子力施設の状態に応じ、SSC の動作可能性が確認されていることを以下の点に留意しなが検査官は、原子力施設の状態に応じ、SSC の動作可能性が確認されていることを以下の点に留意しながら監視を行う。

ら監視を行う。

a.動作可能性の監視においては、必要に応じ、許認可申請書、事業者等の技術資料、規格等を確認し、当a.動作可能性の監視においては、必要に応じ、許認可申請書、事業者等の技術資料、規格等を確認し、当該 SSC が設計上の機能要求を満足して動作するための条件を把握する。

該 SSC が設計上の機能要求を満足して動作するための条件を把握する。

b.動作可能性に関連する不適合が発生した場合、事業者等は事態収束などの初動対応を実施後、CAP 活動

b.動作可能性に関連する不適合が発生した場合、事業者等は事態収束などの初動対応を実施後、CAP 活動を行い、安全上の重要度を考慮して、あらかじめ定められた時間内に適切な活動内容にて是正処置等をを行い、安全上の重要度を考慮して、あらかじめ定められた時間内に適切な活動内容にて是正処置等を実施しているかを確認する。

実施しているかを確認する。

c.メンテナンス等により SSC の安全機能が維持できない場合、事業者等の代替処置が適切に行われているかを確認する。
d.保安規定に記載されている LCO 逸脱条件等、動作可能性に関係する許認可図書の記載を変更した際、変更内容が関係者に周知され理解されているかを確認する。
e.動作可能性が確認されない場合、LCO 逸脱に係る宣言が適切なタイミングで行われているかなど、事業者等による対応が適切に行われているかを確認する。
f.許容できない事前調整が実施されていないかを確認する（付録４参照）。
(4) 報告検査官は、安全上重要な SSC の動作可能性が維持されていないと判断した場合（その可能性も含む。
）
は、直ちに担当監視部門に報告する。

付録４ 事前調整の妥当性確認
事前調整（英語では preconditioning と表現されている。
）とは、安全上重要な SSC の定例試験等を実施

c.メンテナンス等により SSC の安全機能が維持できない場合、事業者等の代替処置が適切に行われているかを確認する。
d.保安規定に記載されている LCO 逸脱条件等、動作可能性に関係する許認可図書の記載を変更した際、変更内容が関係者に周知され理解されているかを確認する。
e.動作可能性が確認されない場合、LCO 逸脱に係る宣言が適切なタイミングで行われているかなど、事業者等による対応が適切に行われているかを確認する。
f.許容できない事前調整が実施されていないかを確認する（付録４参照）。
(4) 報告検査官は、安全上重要な SSC の動作可能性が維持されていないと判断した場合（その可能性も含む。
）
は、直ちに担当監視部門に報告する。

付録４ 事前調整の妥当性確認
事前調整（英語では preconditioning と表現されている。
）とは、安全上重要な SSC の定例試験等を実施する直前に、当該 SSC が試験でスムーズに動作することを確保するための作業であり、例えば DG 起動前に する直前に、当該 SSC が試験でスムーズに動作することを確保するための作業であり、例えば DG 起動前にターニングを行うことや、ポンプ起動前にベント操作・ドレン操作等を実施することをいう。

ターニングを行うことや、ポンプ起動前にベント操作・ドレン操作等を実施することをいう。

(1) 確認の目的(1) 確認の目的

事故・トラブル時において、安全上重要な SSC が許認可図書で定められている機能要求を満足するこ

事故・トラブル時において、安全上重要な SSC が許認可図書で定められている機能要求を満足すること、つまり動作可能性（付録３参照）を確実なものとするために事業者等が実施している事前調整についと、つまり動作可能性（付録３参照）を確実なものとするために事業者等が実施している事前調整について、その妥当性を確認する。

て、その妥当性を確認する。

(2) 確認の対象事業者等の保安規定で定められているサーベイランス試験、日本機械学会維持規格に基づく検査、重大事故等対応要員訓練等。
(3) 許容できる事前調整及び許容できない事前調整(2) 確認の対象事業者等の保安規定で定められているサーベイランス試験、日本機械学会維持規格に基づく検査、重大事故等対応要員訓練等。
(3) 許容できる事前調整及び許容できない事前調整

a.許容できる事前調整

a.許容できる事前調整(a) 作業員の安全確保のための事前調整(a) 作業員の安全確保のための事前調整(b) 設備保護のための事前調整(b) 設備保護のための事前調整

ただし、上記(a)及び(b)については、動作可能性に影響がないことを事前に評価していること。

ただし、上記(a)及び(b)については、動作可能性に影響がないことを事前に評価していること。

b.許容できない事前調整

b.許容できない事前調整(a) 合格基準を満足させるために実施する事前調整(a) 合格基準を満足させるために実施する事前調整20- 60 -

(b) 事前調整を実施しなかった場合に、合格基準を満足しないような事前調整(b) 事前調整を実施しなかった場合に、合格基準を満足しないような事前調整(c) SSC の状態変更を伴う事前調整(c) SSC の状態変更を伴う事前調整(d) サーベイランス試験の直前に定期的に実施されている事前調整(d) サーベイランス試験の直前に定期的に実施されている事前調整

（解説）

（解説）

上述した許容できる事前調整の例として、蒸気タービン駆動のポンプについて、上述した許容できる事前調整の例として、蒸気タービン駆動のポンプについて、

熱疲労の観点から設備保護のためサーベイランス前に蒸気によるウォーミングを行

熱疲労の観点から設備保護のためサーベイランス前に蒸気によるウォーミングを行う事などが挙げられる。また、サーベイランスの直前ではなく、定期的に行っていう事などが挙げられる。また、サーベイランスの直前ではなく、定期的に行っているオイラーへの給油やベント作業も挙げられる。

るオイラーへの給油やベント作業も挙げられる。

また、許容できない事前調整の例として、機器の起動までの時間が判定基準としまた、許容できない事前調整の例として、機器の起動までの時間が判定基準として設定されている系統について、その開閉時間も判定に含まれる電動弁などを事前て設定されている系統について、その開閉時間も判定に含まれる電動弁などを事前に開（又は閉）操作しておくことなどが挙げられる。

に開（又は閉）操作しておくことなどが挙げられる。

また、分解点検等のメンテナンス直後に実施される試験が事前調整とみなせるような効果を有する段
階での、保安規定で定められるサーベイランスを実施してはならない。

また、分解点検等のメンテナンス直後に実施される試験が事前調整とみなせるような効果を有する段
階での、保安規定で定められるサーベイランスを実施してはならない。

なお、許容できない事前調整を実施した場合には、SSC の運転実績等に影響し、運転実績をデータとして使用する PRA の計算結果にも影響する。

なお、許容できない事前調整を実施した場合には、SSC の運転実績等に影響し、運転実績をデータとして使用する PRA の計算結果にも影響する。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/04/21

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○運用の明確化

１

2021/04/21○運用の明確化①検査指摘事項に該当する可能性のある事①検査指摘事項に該当する可能性のある事

案等について、速やかに委員長等への報告

案等について、速やかに委員長等への報告する手続を明確化（2.1関係者の役割）する手続を明確化（2.1関係者の役割）②締めくくり会議における会議形態の調整②締めくくり会議における会議形態の調整などの手続を明確化（4.7会議の開催）などの手続を明確化（4.7会議の開催）③サンプル数の数え方として、異なる視点で③サンプル数の数え方として、異なる視点でのカウントに加え、異なる区域でのカウンのカウントに加え、異なる区域でのカウントを例示として追加（4.5サンプル数）

トを例示として追加（4.5サンプル数）④チーム検査の計画において、同一の施設に④チーム検査の計画において、同一の施設に対して関連する検査を連続して実施する

対して関連する検査を連続して実施する

場合などに、同一のチーム長及びチーム員

場合などに、同一のチーム長及びチーム員となるように配慮することを明確化（3.検となるように配慮することを明確化（3.検

査の計画）

査の計画）

⑤日常検査においてチーム検査に係る検査⑤日常検査においてチーム検査に係る検査項目の一部または全部について検査を実項目の一部または全部について検査を実施することができる運用を明確化（4.2検施することができる運用を明確化（4.2検査運用ガイド活用の考え方）

査運用ガイド活用の考え方）⑥フリーアクセスにおける機密情報の取扱⑥フリーアクセスにおける機密情報の取扱
21- 61 -

備考

いに関する注意事項について、日常巡視のいに関する注意事項について、日常巡視の注意事項と整合（4.3フリーアクセス）

注意事項と整合（4.3フリーアクセス）⑦検査監督総括課による検査官会議や資格⑦検査監督総括課による検査官会議や資格制度の運用を明確化（2.1関係者の役割）

制度の運用を明確化（2.1関係者の役割）⑧事務所からの報告のうち検査の実施状況⑧事務所からの報告のうち検査の実施状況（特に検査気付き事項）について、原子力（特に検査気付き事項）について、原子力規制庁原子力規制部検査グループ内に共規制庁原子力規制部検査グループ内に共有する運用を明確化（2.1関係者の役割）有する運用を明確化（2.1関係者の役割）⑨事務所の役割として、チーム検査や日常巡⑨事務所の役割として、チーム検査や日常巡視において核物質防護に関する事項も含視において核物質防護に関する事項も含

め、核セキュリティ部門と連携する運用をめ、核セキュリティ部門と連携する運用を明確化（2.1関係者の役割、付録２）

明確化（2.1関係者の役割、付録２）○記載の適正化２2021/07/21○運用の明確化○記載の適正化
２○運用の明確化①事業者から検査報告書の案に対する事実①事業者から検査報告書の案に対する事実誤認に関する申出を受ける場合の手続を誤認に関する申出を受ける場合の手続を明確化（7.1 基本検査結果の報告等）

明確化（7.1 基本検査結果の報告等）②核物質防護に関する資料の情報管理につ②核物質防護に関する資料の情報管理について、注意事項に明記（4.3 フリーアク

いて、注意事項に明記（4.3 フリーアクセ

セス、付録１）

ス、付録１）○記載の適正化３○記載の適正化（新設）
改正に伴う修正22- 62 -

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（新旧対照表）1- 63 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド

原子力規制検査における検査計画及び報告書作成運用ガイド（GI0002_r3）（GI0002_r2）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

目

次

次

1 目的 .............................................................................. 1

1

目的 .............................................................................. 1

2 適用範囲 .......................................................................... 1

2

適用範囲 .......................................................................... 13 検査計画及び実施 .................................................................. 13

検査計画及び実施 .................................................................. 1

4 検査報告 .......................................................................... 24

検査報告 .......................................................................... 2

5 その他 ............................................................................ 35

その他 ............................................................................ 3

1 目的

1

目的

本ガイドは、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。以下

本ガイドは、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。以下

「法」という。
）第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査（以下「検査」という。
）について、原「法」という。
）第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査（以下「検査」という。
）について、原子力規制庁（以下「本庁」という。
）が取りまとめる検査計画及び検査結果の報告書（以下単に「報告書」

子力規制庁（以下「本庁」という。
）が取りまとめる検査計画及び検査結果の報告書（以下単に「報告書」という。
）の作成について定めたものである。

という。）の作成について定めたものである。

2 適用範囲2

適用範囲

本ガイドは、検査のうち基本検査に係る検査計画の立案及び報告書の作成について適用し、追加検査及本ガイドは、検査のうち基本検査に係る検査計画の立案及び報告書の作成について適用し、追加検査及び特別検査に係るものについては適用しない。特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）にび特別検査に係るものについては適用しない。特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）については、担当部門が、核物質防護に係る報告書を別途作成するが、様式は同様のものを使用する。

ついては、担当部門が、核物質防護に係る報告書を別途作成するが、様式は同様のものを使用する。

3 検査計画及び実施

3

検査計画及び実施法第 61 条の２の２第２項及び原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。

法第 61 条の２の２第２項及び原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。

以下「規則」という。
）第３条第１項に基づき検査を実施するため、次年度開始までに検査計画を策定す

以下「規則」という。
）第３条第１項に基づき検査を実施するため、次年度開始までに検査計画を策定す

る。

る。

3.1 日常検査の検査計画

3.1 日常検査の検査計画

日常検査の検査計画は、原子力規制事務所（以下「事務所」という。）が法第 57 条の８で規定され日常検査の検査計画は、原子力規制事務所（以下「事務所」という。）が法第 57 条の８で規定されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の安全活動の状ている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の安全活動の状況に応じて原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1。以下「実施要領」という。）「3.1

況に応じて原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1。以下「実施要領」という。）「3.1

検査計画」に基づき策定する。

検査計画」に基づき策定する。

原子力施設ごと（原則として事業の許可又は指定の単位、原子炉設置者の場合は原子炉の単位）の原子力施設ごと（原則として事業の許可又は指定の単位、原子炉設置者の場合は原子炉の単位）の

各年度におけるサンプル数は、本庁担当部門が総合評定の結果等を踏まえて調整し、周知されるた

各年度におけるサンプル数は、本庁担当部門が総合評定の結果等を踏まえて調整し、周知されるた2- 64 -

改正理由

改正に伴う修正

改

正

後

改

め、事務所は、決められたサンプル数を確認し、適切に配分する必要がある。

正

前

改正理由

め、事務所は、決められたサンプル数を確認し、適切に配分する必要がある。

プラントの起動停止等で通常の勤務時間帯では対応できない検査対象については、原子力検査官

プラントの起動停止等で通常の勤務時間帯では対応できない検査対象については、原子力検査官の体制を十分に考慮して計画することが必要である。事務所が専門知識を有する原子力検査官の支の体制を十分に考慮して計画することが必要である。事務所が専門知識を有する原子力検査官の支援を必要とする検査を計画する際は、関係する本庁担当部門に派遣要請を行う。また、検査計画は、援を必要とする検査を計画する際は、関係する本庁担当部門に派遣要請を行う。また、検査計画は、チーム検査の実施時期を確認した上で策定し、適切な対応ができるようにする。

チーム検査の実施時期を確認した上で策定し、適切な対応ができるようにする。

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

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条に規定する核燃料物質を取り扱わない使用者及び核原料物質使用者（以下「非該当使用者等」と条に規定する核燃料物質を取り扱わない使用者及び核原料物質使用者（以下「非該当使用者等」という。
）については、その年度に検査対象とする非該当使用者等を本庁担当部門が前年度に決定し、いう。
）については、その年度に検査対象とする非該当使用者等を本庁担当部門が前年度に決定し、関係する事務所と共有する。

関係する事務所と共有する。

原子力施設の運転計画や事業者の安全活動計画の変更が発生した場合は、その都度、検査計画を

原子力施設の運転計画や事業者の安全活動計画の変更が発生した場合は、その都度、検査計画を適切に変更する。

適切に変更する。

なお、核物質防護は、日常検査の対象外である。

なお、核物質防護は、日常検査の対象外である。

3.2 チーム検査の検査計画

3.2 チーム検査の検査計画

チーム検査については、本庁担当部門が、実施要領「3.1 検査計画」並びに各検査運用ガイドに定チーム検査については、本庁担当部門が、実施要領「3.1 検査計画」並びに各検査運用ガイドに定められた検査頻度及びサンプル数に基づき、検査計画を策定する。

められた検査頻度及びサンプル数に基づき、検査計画を策定する。

本庁担当部門は、計画したチーム検査項目に従い、検査ごとの詳細な計画を策定するとともにチー

本庁担当部門は、計画したチーム検査項目に従い、検査ごとの詳細な計画を策定するとともにチー

ム長及びチーム員を選定し、関係する事務所に共有する。

ム長及びチーム員を選定し、関係する事務所に共有する。

各チーム長は、関係事務所及び検査対象の事業者にチーム検査の日程、体制等を連絡して、検査が各チーム長は、関係事務所及び検査対象の事業者にチーム検査の日程、体制等を連絡して、検査が適切に行えるよう調整を行う。

適切に行えるよう調整を行う。

3.3 検査の実施

3.3 検査の実施

日常検査及びチーム検査において、検査気付き事項が確認された場合は、スクリーニングを実施

日常検査及びチーム検査において、検査気付き事項が確認された場合は、スクリーニングを実施

し、全ての検査指摘事項について、その理由とともに本庁担当部門に連絡する。原子力検査官は、検し、全ての検査指摘事項について、その理由とともに本庁担当部門に連絡する。原子力検査官は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「追加対応なし」の判断を行うとともに、並行して査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」の判断を行うととも記載の適正化

深刻度が「SLⅣ（通知なし）」までの評価を行う。

に、並行して深刻度が「SLⅣ（通知なし）」までの評価を行う。

・核燃料施設等の検査指摘事項の重4 検査報告4

検査報告

要度及び安全実績

法第 61 条の２の２第２項及び規則第３条第１項に基づき検査を実施し、報告書を作成する。

法第 61 条の２の２第２項及び規則第３条第１項に基づき検査を実施し、報告書を作成する。

指標の分類名称を報告書は、実施要領「3.3 検査報告書の作成」に基づき作成することとし、事務所は四半期の検査終了

報告書は、実施要領「3.3 検査報告書の作成」に基づき作成することとし、事務所は四半期の検査終了

変更

後、日常検査及びチーム検査の結果を取りまとめて作成する。チーム検査結果は、検査チームが作成して後、日常検査及びチーム検査の結果を取りまとめて作成する。チーム検査結果は、検査チームが作成して関係する事務所と共有する。

関係する事務所と共有する。

なお、核燃料施設等の検査に係る報告書については、１つの事業者が複数の事業の許可又は指定を受け

なお、核燃料施設等の検査に係る報告書については、１つの事業者が複数の事業の許可又は指定を受けている場合であって、複数の施設の運転を１つの事業所で行っている場合には、複数の検査結果を取りまている場合であって、複数の施設の運転を１つの事業所で行っている場合には、複数の検査結果を取りまとめて報告書を作成することができる。例えば、同一事業所内に設置された原子力発電所及び非該当使用

とめて報告書を作成することができる。例えば、同一事業所内に設置された原子力発電所及び非該当使用者等の施設の検査を実施した場合、まとめて報告書を作成することができる。

者等の施設の検査を実施した場合、まとめて報告書を作成することができる。

本庁担当部門が実施した非該当使用者等の検査については、当該本庁担当部門が報告書を作成する。事務所が非該当使用者等に係る検査を実施した場合は、非該当使用者等の本庁担当部門にも報告する。

本庁担当部門が実施した非該当使用者等の検査については、当該本庁担当部門が報告書を作成する。事務所が非該当使用者等に係る検査を実施した場合は、非該当使用者等の本庁担当部門にも報告する。
3- 65 -

改

正

後

改

法定確認行為等に係るチーム検査結果については、検査チームが報告書を作成して関係する事務所と

正

前

改正理由

法定確認行為等に係るチーム検査結果については、検査チームが報告書を作成して関係する事務所と

共有する。

共有する。

記載の適正化事務所又は検査チームは、締めくくり会議等で事業者と事実確認を実施、完了した上で、検査指摘事項

事務所又は検査チームは、締めくくり会議等で事業者と事実確認を実施、完了した上で、検査指摘事項 ・核燃料施設等のが「緑」若しくは核燃料施設等にあっては「追加対応なし」又は深刻度が「SLⅣ（通知なし）」と評価しが「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」若しくは深刻度が「SLⅣ（通知なし）」 検査指摘事項の重た場合、報告書に記載する。

と評価した場合、報告書に記載する。

本庁担当部門が規制措置において、違反等通知を必要とすると判定した場合には、本庁担当部門が違反

要度及び安全実績

本庁担当部門が規制措置において、違反等通知を必要とすると判定した場合には、本庁担当部門が違反 指標の分類名称を等通知文を作成し、原子力規制委員会に諮った上で事業者に通知するとともに関係する事務所又はチー等通知文を作成し、原子力規制委員会に諮った上で事業者に通知するとともに関係する事務所又はチーム検査官に連絡する。

ム検査官に連絡する。

検査指摘事項が「緑」を超える又は核燃料施設等にあっては「追加対応あり」の場合は、報告書を確

変更

検査指摘事項が「緑」を超える又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応あり）」の場合

定する前に「GI0009 重要度評価等の事務手順運用ガイド」に定めるとおり、本庁担当部門が事業者には、報告書を確定する前に「GI0009 安全重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」に定めるとおり、

記載の適正化（誤通知するとともに関係する事務所に連絡する。

本庁担当部門が事業者に通知するとともに関係する事務所に連絡する。

記）

検査が継続している事項については、締めくくり会議等において事業者と事実確認を行う。
5 その他
5.1 第三者機関等報告書の取扱い
検査において第三者機関等報告書を確認した場合は、その内容のみを根拠とした検査結果とはしない。
5.2 図表、写真等
図表、写真等を含めることにより、そうでない場合と比較して、状況の説明を短くすることができた

検査が継続している事項については、締めくくり会議等において事業者と事実確認を行う。
5その他
5.1 第三者機関等報告書の取扱い
検査において第三者機関等報告書を確認した場合は、その内容のみを根拠とした検査結果とはしない。
5.2 図表、写真等
図表、写真等を含めることにより、そうでない場合と比較して、状況の説明を短くすることができた

り、複雑な状態の説明が容易になったりする場合は、報告書に使用してもよい。

り、複雑な状態の説明が容易になったりする場合は、報告書に使用してもよい。

5.3 報告書の公表

5.3 報告書の公表

本庁担当部門は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「追加対応なし」であり、深刻度

本庁担当部門は、検査指摘事項が「緑」又は核燃料施設等にあっては「指摘事項（追加対応なし）」で記載の適正化が「SLⅣ（通知なし）」である場合は、当該案件の概要を含めて四半期における原子力規制検査等の実施あり、深刻度が「SLⅣ（通知なし）」である場合は、当該案件の概要を含めて四半期における原子力規制 ・核燃料施設等の結果として原子力規制委員会に報告し、その後、報告書を事業者に通知するとともに、原子力規制委員会

検査等の実施結果として原子力規制委員会に報告し、その後、報告書を事業者に通知するとともに、原子 検査指摘事項の重のホームページを通じて公表する。

力規制委員会のホームページを通じて公表する。

なお、報告書の案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面にて受け取る。これらの書面は、不開示情報を除き原子力規制委員会のホームページを通じて公表する。
核物質防護に係る報告書は、「核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報」を含むため、非公開とする。
ホームページ掲載を行うに際して、報告書の内容に事業者の不開示情報が記載されていないことを十なお、報告書の案は書面により事業者へ通知し、事業者から事実誤認に関する申出がある場合は、書面
核物質防護に係る報告書は、「核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報」を含むため、非公開とする。
ホームページ掲載を行うに際して、報告書の内容に事業者の不開示情報が記載されていないことを十分に確認する。

5.4 報告書に使用するフォント等

5.4 報告書に使用するフォント等

数字が２文字以上の場合は半角を用いる。また、ガイド番号のアルファベットについては半角を用い指標の分類名称をにて受け取る。これらの書面は、不開示情報を除き原子力規制委員会のホームページを通じて公表する。 変更

分に確認する。

報告書に使用するフォント等は以下のとおりとする。なお、フォントは原則全角とするが、アラビア

要度及び安全実績

報告書に使用するフォント等は以下のとおりとする。なお、フォントは原則全角とするが、アラビア数
字が２文字以上の場合は半角を用いる。

る。

記載の適正化・ガイド番号の記載要領を明確化

和文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント

和文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
4- 66 -

改

正

後

改

欧文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
数字フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
用紙：Ａ４用紙、縦方向
句読点：「。」「、」マージン：上端30mm／下端30mm／左端26mm／右端26mm

正

前

改正理由

欧文フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
数字フォント：「MS UI Gothic」標準12.0ポイント
用紙：Ａ４用紙、縦方向
句読点：「。」「、」マージン：上端30mm／下端30mm／左端26mm／右端26mm

別添１ 事業所（施設）名及び記号

別添１ 事業所（施設）名及び記号

事業所（施設）名及び記号を別添１として示す。

事業所（施設）名及び記号を別添１として示す。

別添２ 原子力規制検査報告書様式

別添２ 原子力規制検査報告書様式

報告書の様式を別添２として示す。

報告書の様式を別添２として示す。

別添３ 原子力規制検査報告書記載要領

別添３ 原子力規制検査報告書記載要領

報告書の記載要領を別添３として示す。

報告書の記載要領を別添３として示す。

別添４ 原子力規制検査報告書作成時チェックシート

運用の明確化（新規）・わかりやすい報

報告書作成時に注意すべき主な事項をチェックシートとしてまとめたものを別添４として示す。
〇 改正履歴告書とするため記載要領の見直し〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/04/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行○運用の明確化

１

2021/04/21○運用の明確化①ガイド名を「報告作成」から「報2021/07/21

告書作成」に修正②報告書記載要領を明確にするた②報告書記載要領を明確にするためガイドの構成を見直し（4.検めガイドの構成を見直し（4.検査報告、5.その他、別添２、別査報告、5.その他、別添２、別

添３）

添３）

○記載の適正化○記載の適正化○運用の明確化

備考①ガイド名を「報告作成」から「報告書作成」に修正

２

改正の概要

２

2021/07/21○運用の明確化①事業者から検査報告書の案に対①事業者から検査報告書の案に対する事実誤認に関する申出を受する事実誤認に関する申出を受ける場合の手続を明確化（5.3

ける場合の手続を明確化（5.3

報告書の公表）

報告書の公表）②検査継続案件として報告書に記②検査継続案件として報告書に記載する事案の対象を明確化（別載する事案の対象を明確化（別添２、別添３）

添２、別添３）○記載の適正化○記載の適正化

３
改正に伴う修正5- 67 -

改

正

後

改

別添１

事業所（施設）名及び記号【実用発電用原子炉施設】
事業所（施設）
泊発電所
東北電力株式会社
発電所

東京電力ホールディングス株式会社 東通原子力発電所

前

改正理由

別添１

事業所（施設）名及び記号【実用発電用原子炉施設】
記号

事業所（施設）

J01
東通原子力

正

泊発電所

記号
J01

J02

東北電力株式会社
発電所

東通原子力

J03

東京電力ホールディングス株式会社 東通原子力発電所

J02
J03

女川原子力発電所

J04

女川原子力発電所

J04

柏崎刈羽原子力発電所

J05

柏崎刈羽原子力発電所

J05

福島第二原子力発電所

J06

福島第二原子力発電所

J06

東海発電所

J07

東海発電所

J07

東海第二発電所

J08

東海第二発電所

J08

浜岡原子力発電所

J09

浜岡原子力発電所

J09

志賀原子力発電所

J10

志賀原子力発電所

J10

敦賀発電所

J11

敦賀発電所

J11

美浜発電所

J12

美浜発電所

J12

大飯発電所

J13

大飯発電所

J13

高浜発電所

J14

高浜発電所

J14

島根原子力発電所

J15

島根原子力発電所

J15

伊方発電所

J16

伊方発電所

J16

玄海原子力発電所

J17

玄海原子力発電所

J17

川内原子力発電所

J18

川内原子力発電所

J18

大間建設所

J19

大間建設所

J19

原子力発電所（その他）

J20

原子力発電所（その他）

J20【核燃料施設等】【核燃料施設等】
事業所（施設）記号

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

事業所（施設）記号

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高速増殖原型炉もんじゅ

K01

高速増殖原型炉もんじゅ

K01

新型転換炉原型炉ふげん

K02

新型転換炉原型炉ふげん

K02

大洗研究所

K03

大洗研究所

K03

原子力科学研究所

K04

原子力科学研究所

K04

核燃料サイクル工学研究所

K05

核燃料サイクル工学研究所

K05

人形峠環境技術センター

K06

人形峠環境技術センター

K06

青森研究開発センター

K07

青森研究開発センター

K07

日本原燃株式会社

日本原燃株式会社
6- 68 -

改

正

後

改

正

前

改正理由

再処理事業所

K08

再処理事業所

K08

濃縮・埋設事業所

K09

濃縮・埋設事業所

K09

原子燃料工業株式会社

原子燃料工業株式会社

熊取事業所

K10

熊取事業所

K10

東海事業所

K11

東海事業所

K11

三菱原子燃料株式会社

K12

三菱原子燃料株式会社

K12

株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

K13

株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

K13

国立大学法人京都大学複合原子力科学研究所

K14

国立大学法人京都大学複合原子力科学研究所

K14

リサイクル燃料貯蔵株式会社リサイクル燃料備蓄センター

K15

リサイクル燃料貯蔵株式会社リサイクル燃料備蓄センター

K15

東芝エネルギーシステムズ株式会社

K16

東芝エネルギーシステムズ株式会社

K16

学校法人近畿大学原子力研究所

K17

学校法人近畿大学原子力研究所

K17

国立大学法人東京大学大学院工学系研究科原子力専攻

K18

国立大学法人東京大学大学院工学系研究科原子力専攻

K18

学校法人五島育英会東京都市大学原子力研究所

K19

学校法人五島育英会東京都市大学原子力研究所

K19

株式会社日立製作所王禅寺センタ

K20

株式会社日立製作所王禅寺センタ

K20

学校法人立教学院立教大学原子力研究所

K21

学校法人立教学院立教大学原子力研究所

K21

MHI 原子力研究開発株式会社

K22

ニュークリア・デベロップメント株式会社

K22

日本核燃料開発株式会社

K23

日本核燃料開発株式会社

K23

公益財団法人核物質管理センター

公益財団法人核物質管理センター

六ヶ所保障措置センター

K24

六ヶ所保障措置センター

K24

東海保障措置センター

K25

東海保障措置センター

K25

核燃料施設等（その他）

K26

核燃料施設等（その他）

7- 69 -

K26

記載の適正化
・社名変更

改

正

後

改

正

前

別添２ 原子力規制検査報告書様式

改正理由
別添２ 原子力規制検査報告書様式○○株式会社□○○発電所○○株式会社□○○発電所

令和〇年度（第〇四半期）

令和〇年度（第〇四半期）

原子力規制検査報告書

原子力規制検査報告書（原子力施設安全及び放射線安全に係る基本検査）（原子力施設安全及び放射線安全に関するもの）

記載の適正化
・基本検査の報告書であることを明示

令和〇年〇月

令和〇年〇月原子力規制委員会

原子力規制委員会

目 次
１．実施概要 ..........................................................................
２．運転等の状況 .................................................................
３．検査結果 ..........................................................................
４．検査内容 ..........................................................................
５．確認資料 ..........................................................................
別添１ 検査指摘事項等の詳細 ..............................................................................................別添 1別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細 ...............................................別添 2-

目 次
１．実施概要 ..........................................................................
２．運転等の状況 .................................................................
３．検査結果 ..........................................................................
４．検査内容 ..........................................................................
５．確認資料 ..........................................................................
別添１ 指摘事項の詳細 ............................................................................................................. 別添 1別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細 .............................................. 別添 2-

記載の適正化（誤記）

運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみ

１．実施概要１．実施概要の事案について運（１）事業者名：（２）事業所名：（１）事業者名：（２）事業所名：用の明確化

8- 70 -

改

正

後

改

（３）検査実施期間：（４）検査実施者：
検査補助者：
重要度等評価者：（３）検査実施期間：（４）検査実施者：
検査補助者：
重要度等評価者：

２．運転等の状況

２．運転等の状況

号機

電気出力（万 kW)

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況

３．検査結果検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、保安活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者の実際の保安活動、社
内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。
第○四半期は、以下のとおりである。
３．１ 検査指摘事項等
重要度又は規制措置が確定した検査指摘事項等は、以下のとおりである。
詳細は、別添１参照
（１）

号機

出力
（万 kW)

正前

改正理由

記載の適正化（誤記）

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況

記載の適正化（誤記）

３．検査結果検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、保安活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者（又は使用者）の実際の 本文 3.1 で定義済
保安活動、社内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。
第○四半期は、以下のとおりである。
３．１ 検査指摘事項
重要度及び規制措置が確定した検査指摘事項は、以下のとおりである。
詳細は、別添１参照（１）

運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみの事案について運
用の明確化

件名

件名

検査運用ガイド

検査運用ガイド

検査種別

（新規）

事象の概要

概要

・検査種別の明確重要度／深刻度

重要度／深刻度

化

（削る）
（削る）

（新規）

３．２ 未決事項
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

記載の適正化

記載の適正化
・検査継続案件と同じであるため、削除

件名検査運用ガイド
確認された指摘事項
確認年月日
整理番号
9

- 71 -

改正後

３．２ 検査継続案件
検査でパフォーマンス劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内にその事実関係が十分に確認できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。
（１）

改

正

前

３．３ 検査継続案件
検査でパフォーマンスの劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内にその事実関係が十分に確認できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。
（１）

件名

件名

検査運用ガイド

検査運用ガイド

検査開始時期（新規）

改正理由
記載の適正化（誤記）

記載の適正化（新規）・検査開始時期の
明確化

事象の概要

事象の概要

４．検査内容４．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

４．検査内容４．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

４．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

４．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象

５．確認資料
５．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目

５．確認資料
５．１ 日常検査（1）ガイド名
検査項目

検査対象
資料名

検査対象
資料名

５．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

５．２ チーム検査（1）ガイド名
検査項目
検査対象
資料名

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）
運用の明確化
・重要度評価がな

別添１ 検査指摘事項等の詳細

別添１ 指摘事項の詳細

く深刻度評価のみ（１）（１）の事案について運

件名

用の明確化

件名
10

- 72 -

改

正

後

改

監視領域(小分類）

監視領域(小分類）

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

正

前

改正理由

記載の適正化
・検査種別の明確

検査種別

（新設）

検査指摘事項等の重要度／深刻度

指摘事項の重要度／
深刻度

化
運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみ

検査指摘事項等の概要指摘事項等の概要

事象の説明

事象の説明

検査指摘事項の重要度評価等

指摘事項の重要度評

規制措置

規制措置

（削る）
整理番号

指摘年月日
整理番号

別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細（新設）の事案について運用の明確化

価等

別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細

改善措置活動の実効性

改善措置活動の実効性

他施設における運転経験及び知見の活用

他施設における運転経験及び知見の活用

マネジメントレビュー等の自己評価及び監査

マネジメントレビュー等の自己評価及び監査

安全文化の育成と維持に関する活動

安全文化の育成と維持に関する活動11- 73 -

記載の適正化

改

正

後

別添３

改

原子力規制検査報告書記載要領

正

前

別添３

改正理由

原子力規制検査報告書記載要領○○株式会社□１○○発電所２○○株式会社□１○○発電所２

令和〇年度（第〇四半期）

令和〇年度（第〇四半期）

原子力規制検査報告書

原子力規制検査報告書（原子力施設安全及び放射線安全に係る基本検査）３（原子力施設安全及び放射線安全に関するもの）３

記載の適正化
・基本検査の報告書であることを明示

令和○年○月

令和○年○月原子力規制委員会

原子力規制委員会

───────────────────────────
1 株式会社と発電所名の間は一字空ける。
2 使用者の検査を実施した場合には「使用者名と施設名」を記載する。原子力発電所及び非該当使用者等の施設の検査を実施した場合には「事業者名と施設名」又は「設置者名と施設名」を記載する。

───────────────────────────
1 株式会社と発電所名の間は一字空ける。
2 使用者の検査を実施した場合には「使用者名と施設名」を記載する。原子力発電所及び非該当使用者等の施設の検査を実施した場合には「事業者名と施設名」又は「設置者名と施設名」を記載する。

3 表紙に使用するフォントは「MS UI Gothic」標準 20.0 ポイント（但し、本箇所のみ 16.0 ポイント）と

3 表紙に使用するフォントは「MS UI Gothic」標準 20.0 ポイント（但し、本箇所のみ 16.0 ポイント）と

する。

する。

12

- 74 -

改

正

後

目 次４
１．実施概要................................................................................................................................................ 1
２．運転等の状況....................................................................................................................................... 2
３．検査結果................................................................................................................................................ 3４．検査内容................................................................................................................................................ 4
５．確認資料................................................................................................................................................ 7
別添１ 検査指摘事項等の詳細........................................................................................... 別添 1-1
別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細............................................ 別添 2-1

改

正

前

目 次４
１．実施概要................................................................................................................................................ 1
２．運転等の状況....................................................................................................................................... 2
３．検査結果................................................................................................................................................ 3４．検査内容................................................................................................................................................ 4
５．確認資料................................................................................................................................................ 7
別添１ 指摘事項の詳細.......................................................................................................... 別添 1-1
別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細............................................ 別添 2-1

改正理由

記載の適正化（誤記）

運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみの事案について運用の明確化──────────────────────────────────────────────────────

4 報告書に使用するフォントは、「MS UI Gothic」標準 12.0 ポイント（但し、本箇所のみ 16.0 ポイント）

4 報告書に使用するフォントは、「MS UI Gothic」標準 12.0 ポイントとする。

とする。

13

- 75 -

記載の適正化改正後

１．実施概要（１）事業者名５：○○株式会社（２）事業所名６：○○発電所及び本店（３）検査実施期間７：令和○年○月○日～令和○年○月○日（４）検査実施者８：○○原子力規制事務所
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
原子力規制部検査グループ実用炉監視部門○○ ○○９
検査補助者 ：○○原子力規制事務所○○ ○○10
重要度等評価者 ：原子力規制部検査グループ検査監督総括課検査評価室○○ ○○───────────────────────────
5 設置許可申請書等に記載されている名称とする。
6 発電所名等を正式名称で記載する。また、施設を判別する必要がある場合には施設名まで記載する。なお、本店、事業本部等で実施した場合には追加して記載する。
7 検査実施期間は、締めくくり会議日にかかわらず、各四半期の初日及び最終日を記載する。ただし、非該当使用者等に係る検査については、その実施日を記載する。
8 原子力検査官として期間中に検査に参加した者を部門別に記載する。
9 検査補助者は、原子力検査官以外の者（原子力防災専門官、上席放射線防災専門官等）を記載する。
10 重要度等評価者は、評価が「白」以上または「追加対応あり」となった場合、担当した本庁検査評価室員を記載する。

改

正

前

改正理由

１．実施概要（１）事業者名５：○○株式会社（２）事業所名６：○○発電所及び本店（３）検査実施期間７：令和○年○月○日～令和○年○月○日（４）検査実施者８：○○原子力規制事務所
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
○○ ○○
原子力規制部検査グループ実用炉監視部門○○ ○○９
検査補助者 ：○○原子力規制事務所○○ ○○10
重要度等評価者 ：原子力規制部検査グループ検査監督総括課検査評価室○○ ○○───────────────────────────
5 設置許可申請書等に記載されている名称とする。
6 発電所名等を正式名称で記載する。また、施設を判別する必要がある場合には施設名まで記載する。なお、本店、事業本部等で実施した場合には追加して記載する。
7 検査実施期間は、締めくくり会議日にかかわらず、各四半期の初日及び最終日を記載する。ただし、非該当使用者等に係る検査については、その実施日を記載する。
8 原子力検査官として期間中に検査に参加した者を部門別に記載する。
9 検査補助者は、原子力検査官以外の者（原子力防災専門官、上席放射線防災専門官等）を記載する。
10 重要度等評価者は、評価が「白」以上または「規制対応あり」となった場合、担当した本庁検査評価室員を記載する。

14- 76 -

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤
記）

改

正

後

改

２．運転等の状況
号機

電気出力（万 kW)

１号機

57.9

２号機

正

前

２．運転等の状況
号機

出力（万 kW)

廃止措置中（使用済燃料搬出済み）12

１号機

57.9

廃止措置中（使用済燃料搬出済み）12

91.2

停止中

２号機

91.2

停止中

３号機

91.2

運転中

３号機

91.2

運転中

４号機

91.2

停止中（○月○日発電停止）13

４号機

91.2

停止中（○月○日発電停止）13

５号機

91.2

運転中（○月○日発電開始）

５号機

91.2

運転中（○月○日発電開始）

６号機

130.0

建設中（○月○日設置許可）14

６号機

130.0

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況 11

建設中（○月○日設置許可）

14

２．運転等の状況
施設名

検査期間中の運転、停止、廃止措置及び建設の状況 11

検査期間中の運転、操業、停止、廃止措置及び建設の状況等

記）

施設名

検査期間中の運転、操業、停止、廃止措置及び建設の状況等 15

記載の適正化（誤記）

停止中、操業中

加工施設

停止中、操業中

再処理施設

運転中、廃止措置中（ガラス固化前）

再処理施設

運転中、廃止措置中（ガラス固化前）試験研究用等
原子炉施設

停止中、実験中、実験中以外

試験研究用等
原子炉施設

停止中、実験中、実験中以外

研究開発段階炉

運転中、停止中、廃止措置中 (令和○○年○○月○○日～)

研究開発段階炉

運転中、停止中、廃止措置中 (令和○○年○○月○○日～)

核燃料物質使用中、使用停止中

使用済燃料貯蔵施設 操業中
管理・埋設施設

記載の適正化（誤２．運転等の状況
15

加工施設

使用施設

改正理由

停止中、運転中

使用施設

核燃料物質使用中、使用停止中

使用済燃料貯蔵施設 操業中
管理・埋設施設停止中、運転中───────────────────────────
11 検査期間終了時の運転又は停止状況を記載する。検査期間中に運転、停止等があった場合にはその月日も記載する。
12 廃止措置状況については、廃止措置中と記載し、燃料の状況（使用済燃料プールに貯蔵中等）について
括弧書きで記載する。検査期間中に燃料の搬出が完了した場合や廃止措置計画の認可があった場合にはその月日を記載する。
13 停止は解列日、運転（発電開始）は並列日とする。
14 建設状況については、建設に着工した施設を建設中と記載し、検査期間中に建設着工や燃料の搬入等が行われた場合にはその月日を記載する。なお、建設着工は設置許可日を起点とする。

───────────────────────────
11 検査期間終了時の運転又は停止状況を記載する。検査期間中に運転、停止等があった場合にはその月日も記載する。
12 廃止措置状況については、廃止措置中と記載し、燃料の状況（使用済燃料プールに貯蔵中等）について
括弧書きで記載する。検査期間中に燃料の搬出が完了した場合や廃止措置計画の認可があった場合にはその月日を記載する。
13 停止は解列日、運転（発電開始）は並列日とする。
14 建設状況については、建設に着工した施設を建設中と記載し、検査期間中に建設着工や燃料の搬入等が行われた場合にはその月日を記載する。なお、建設着工は設置許可日を起点とする。

15 非該当使用者等の施設については、運転等の状況を記載しない

15 非該当使用者等の施設については、運転等の状況を記載しない

15- 77 -

３．検査結果

３．検査結果検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、保安活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者（又は使用者）の実際の保安活動、社内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。
第○四半期の結果は、以下のとおりである。

検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、保安活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者（又は使用者）の実際の保安活動、社内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。
第○四半期の結果は、以下のとおりである。

３．１ 検査指摘事項等 16
重要度又は規制措置が確定した検査指摘事項等は、以下のとおりである。17３．１ 検査指摘事項 16
重要度及び規制措置が確定した検査指摘事項は、以下のとおりである。

運用の明確化

詳細は、別添１参照（１）18

詳細は、別添１参照（１）17○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

く深刻度評価のみ

件名 19○○発電所○号機 不適切な作業管理による鉛遮蔽板の設置に伴う１次冷却材モニタの指示値低下

件名 18○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷
却系の停止

用の明確化

検査運用ガイド 20

BM0110 作業管理

検査運用ガイド 19

BM0110 作業管理

記載の適正化

日常検査

（新規）

（新規）

・検査種別の明確

令和○年○月○日、原子炉運転中の○○発電所○号機において、原子力運転検査官が中央制御室の巡視中に、１次冷却材中の放射性物質の濃度の傾向を監視するために設置された１次冷却材モニ

概要 20

安全系母線の点検に関する配線接続作業中誤って作業対象ではない
端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回
路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線から給電されている燃化

料ピット冷却系等の設備が停止した。

・5W1H など、わか

検査種別

21

事象の概要 22

タのチャートを確認したところ、通常運転時の値が低下していた。事業者に確認したところ、１次冷却材モニタの設置された○○室（高線量区域）において、ケーブルトレイサポート設置工事のために工事開始前に線量が高い配管に、鉛遮蔽板を設置していたことが原因と判明した。
重要度／深刻度

緑／SLⅣ（通知なし 23）───────────────────────────
16 検査指摘事項及び深刻度評価のみの案件をまとめて「検査指摘事項等」という。
17 検査指摘事項等が認められなかった場合は、「検査指摘事項等なし」と記載する。
18 検査指摘事項等は、検査指摘事項等毎に番号を付する。（以下「検査継続案件」も同様）
19 検査指摘事項等とした事象について、発生した事象の内容及び不適切な行為を分かりやすく簡潔に記載する。
20 検査運用ガイドの管理番号及び名称を記載する。
（以下「検査継続案件」も同様）
21 検査指摘事項等を確認した検査について、「日常検査」又は「チーム検査」を記載する。
22 評価結果は記載せず、事象の概要のみを簡潔に記載する。
23 通知なし：法令違反又はそれに準ずる事業者の行為に対する規制措置に係る通知文書なし
通知あり：法令違反又はそれに準ずる事業者の行為に対する規制措置に係る通知文書あり

・重要度評価がなの事案について運運用の明確化りやすい報告書とする記載要領の明確化

重要度／深刻度

緑／SLⅣ（通知なし 21）───────────────────────────
（新規）
16 指摘事項が認められなかった場合は、「指摘事項なし」と記載する。
17 指摘事項は、指摘事項毎に番号を付する。
（以下、「未決事項」「検査継続案件」も同様）
18 指摘事項とした事象について、発生した事象の内容及び不適切な行為を分かりやすく簡潔に記載する。
19 検査運用ガイドの管理番号及び名称を記載する。
（以下「未決事項」「検査継続案件」も同様）（新規）
20 概要を４～５行で記載する。
21 通知なし：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書なし
通知あり：本庁による法令違反又はそれに準ずる事業者の行為の通知文書あり

16- 78 -

改

正

後

改

正

前

３．２ 未決事項 22
重要度及び規制措置が未決定である指摘事項は、以下のとおりである。
（１）

（削る）
（削る）

件名

○○○○

検査運用ガイド

BM0110 作業管理

確認された指摘事項○○○○

確認年月日 23

令和○年○月○日

整理番号 24

Jxx-xxxxxx-xx

改正理由
記載の適正化
・検査継続案件と同じであるため、削除

３．３ 検査継続案件 25
３．２ 検査継続案件 24
検査でパフォーマンスの劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内にその事実関 記載の適正化（誤検査でパフォーマンス劣化が確認された（その可能性があるものを含む）が、検査期間内に事実確認等を係が十分に確認できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。26
記）
十分に実施できなかったために、検査を継続している事案は、以下のとおりである。25
（１）
（１）
件名

○○室における廃棄物容器からの火災について

件名○○室における廃棄物容器からの火災について

検査運用ガイド

BE0020 火災防護

検査運用ガイド

BE0020 火災防護

検査開始時期

令和○年度第○四半期

（新規）

（新規）

事象の概要

令和○年○月○日、○○室において廃棄物容器から出火し、その後、公設消防により鎮火が確認された。出火原因は調査中。

事象の概要

令和○年○月○日、○○室において廃棄物容器から出火し、その後、公設消防により鎮火が確認された。出火原因は調査中。

なお、令和○年第○四半期の原子力規制検査報告書の検査継続案件「○○○」については、検査に
なお、令和○年度第○四半期の原子力規制検査報告書の検査継続案件「○○○」については、検査よる事実確認等を実施した結果、指摘事項に該当しないと判断した。27
による事実確認等を実施した結果、検査指摘事項等に該当しないと判断した。26───────────────────────────
（削る）
（削る）
（削る）
（削る）
24「GI0001 共通事項に係る検査運用ガイド」に記載されているとおり、検査期間の終了時点で、検査指摘事項となるかどうかの評価ができなかったものの、パフォーマンス劣化が認められる（その可能性があるものを含む）事案がある場合であって、締めくくり会議等でその旨を事業者に伝え、当該事案については継続して検査をおこなうもの。
25 検査継続案件がない場合は、「検査継続案件なし」と記載する。
26 前四半期以前に検査継続案件として報告書に記載されているもののうち、検査指摘事項等に該当しないと判断した案件について記載する。

───────────────────────────
22 未決事項がない場合は、「なし」と記載する。
23 事務所等が指摘事項を確認した年月日とする。
24 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（２桁表示）」とする。
25 検査継続案件がない場合は、「なし」と記載する。
26「GI0001 共通事項に係る検査運用ガイド」に記載されているとおり、検査期間の終了時点で、検査指摘事項となるかどうかの評価ができなかったものの、パフォーマンス劣化が認められる（その可能性があるものを含む）事案がある場合であって、締めくくり会議等でその旨を事業者に伝え、当該事案については継続して検査をおこなうもの。
（新規）
27 前四半期以前に検査継続案件として報告書に記載されているもののうち、指摘事項に該当しないことが確認された案件について記載する。

17- 79 -

記載の適正化・検査開始時期の明確化

４．検査内容

４．検査内容27

４．１ 日常検査（１）BO1020 設備の系統構成 28
検査項目 標準的系統構成 29
検査対象 30 31 32１）○号機 化学体積制御系統（検査指摘事項等あり）33
２）○号機 余熱除去系統

４．１ 日常検査 28（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成 29
検査対象 30 31 32１）○号機化学体積制御系統（指摘事項あり）33
２）○号機余熱除去系統

運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみの事案について運用の明確化

検査項目 包括的系統構成 34
検査対象

検査項目 包括的系統構成 34
検査対象１）○号機 原子炉補機冷却海水系統
２）○号機 補助給水系統

１）○号機原子炉補機冷却海水系統
２）○号機補助給水系統（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止 35
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
２）○号機 原子炉の起動操作（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止 35
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
２）○号機 原子炉の起動操作（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 36（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 36

検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析───────────────────────────
27 サンプル数の最小単位である１サンプルに対して、検査を行った四半期の報告書に当該検査結果を記載
し、四半期ごとにサンプル数を計上する。
（BO1030 原子炉起動・停止は除く。
）
28 検査ガイド名は、BM、BO、BE、BR、BQ の順及び下３桁の番号順に記載する。
29 検査項目は、各検査運用ガイドの別紙「検査要件まとめ表」に掲載されているものを記載する。
30 検査対象等に原子力略語を極力使用しない。例)×DG→○非常用ディーゼル発電機
31 検査項目に対して、適切な検査対象名となるように記載する。
32 検査対象である対象施設とサンプル数が原則一致するように記載する。
33 検査対象に検査指摘事項等又は検査継続案件があった場合、「検査指摘事項等あり」「検査継続案件あり」を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。
34 検査項目が複数となる場合、並列して記載する。
35 BO1030 原子炉起動・停止については、他のガイドと同様に、検査を行った四半期の報告書に当該検査結果を記載するが、サンプル数は、検査がすべて終了した日（原子炉停止操作（停止計画含む）から定格出力まで）の四半期に１サンプル計上する。ただし、検査が年度をまたぐ場合には、前年度第４四半期及び新年度の検査がすべて終了した四半期にそれぞれ１サンプル計上する。
36 日常観察について、検査指摘事項等がない場合は日常検査の項目への記載はしない。

検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析───────────────────────────
28 サンプル数の最小単位である１サンプルに対して、検査が終了した日に該当する四半期の報告書に当該検査結果を記載する。
（新規）
29 検査項目は、各検査運用ガイドの別紙「検査要件まとめ表」に掲載されているものを記載する。
30 検査対象等に原子力略語を極力使用しない。例)×DG→○非常用ディーゼル発電機
31 検査項目に対して、適切な検査対象名となるように記載する。
32 検査対象である対象施設とサンプル数が原則一致するように記載する。
33 検査対象に指摘事項があった場合、「指摘事項あり」を検査名に続けて括弧書きで記載する。なお、「未
決事項」「検査継続案件」の場合は記載しない。
34 検査項目が複数となる場合、並列して記載する。
35 原子炉起動停止については、検査が長期に渡る可能性があるため、各検査対象が終了した四半期の報告書に記載する。ただし、サンプル数の計上は、検査がすべて終了した日の四半期に行う。

36 日常観察について、指摘事項がない場合は日常検査の項目への記載はしない。

18- 80 -

運用の明確化・検査を報告書に実績として記載する運用を明確化
記載の適正化・記載順の明確化

改

正

後

改

正

前

（４）BQ0040 安全実績指標の検証 37
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象１）○～○号機 38○○発電所 ○○年度第○四半期の安全実績指標（ＰＩ）（４）BQ0040 安全実績指標の検証 37
検査項目 安全実績指標の検証
検査対象１）○～○号機 38○○発電所 ○○年度第○四半期の安全実績指標（ＰＩ）（５）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）○号機 ○○に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（ＬＣＯ逸脱発生）39（５）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応
検査対象
１）○号機 ○○に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）39（削る）（６）BZ2010 非該当使用者等
検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設

改正理由

記載の適正化
・発電用原子炉と非該当使用者等の施設は別の報告書にするため削除

４．２ チーム検査 40（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和○年度の放射線業務従事者の線量分布
２）○号機 高線量配管の線量評価及び遮蔽

４．２ チーム検査 40（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和○年度の放射線業務従事者の線量分布
２）○号機高線量配管の線量評価及び遮へい

記載の適正化（誤記）(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査対象
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビュー等の自己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
検査内容の詳細は、別添２参照
───────────────────────────
37 四半期毎に事業者から提出があるが、検査を行った場合に記載する。
38 複数号機検査を行った場合はまとめて１件（１サンプル）とする。
39 検査対象の選定理由として特別な理由があった場合には、その理由（例 選定理由：LCO（運転上の制限）の逸脱発生、異常事象発生等）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。また、当該検査対象に検査指摘事項等又は検査継続案件があった場合には、その旨（検査指摘事項等あり）又は（検査継続案件あり）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。
40 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査対象
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビュー等の自己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
検査内容の詳細は、別添２参照
───────────────────────────
37 四半期毎に事業者から提出があるが、検査を行った場合に記載する。
38 複数号機検査を行った場合はまとめて１件（１サンプル）とする。
39 検査対象の選定理由として特別な理由があった場合には、その理由（例 選定理由：LCO（運転上の制限）の逸脱発生、異常事象発生等）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。また、当該検査対象に指摘事項があった場合には、その旨（指摘事項あり）を検査対象名に続けて括弧書きで記載する。
40 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

19- 81 -

改正

後

５．確認資料
５．１ 日常検査（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）○号機 化学体積制御系統（検査指摘事項等あり）
資料名 41 42 43
・○○○２）○号機 余熱除去系統
資料名・○○○
検査項目 包括的系統構成
検査対象
１）○号機 原子炉補機冷却海水系統
資料名・○○○２）○号機 補助給水系統
資料名・○○○（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
資料名 ※
・○○○
２）○号機 原子炉の起動操作
資料名・○○○───────────────────────────
41 確認資料がない場合、「資料なし」と記載する。
42 確認資料のうち、記録関係についてはトレースできる情報（日付等）を記載する。
例)○○発電所不適合管理表（2020 年○月◯日～○月◯日分）
要領書、手順書等は最新のものを使用していることを確認しているという前提で、改訂番号等は記載しなくても良い。
43 許認可図書や保安規定など、既に規制庁に提出されており検査において確実に確認する文書類については記載しない。

改正前

５．確認資料
５．１ 日常検査（１）BO1020 設備の系統構成
検査項目 標準的系統構成
検査対象
１）○号機化学体積制御系統（指摘事項あり）
資料名 41 42 43
・○○○２）○号機余熱除去系統

改正理由

運用の明確化
・重要度評価がな
く深刻度評価のみの事案について運
用の明確化

資料名
・○○○
検査項目 包括的系統構成
検査対象
１）○号機原子炉補機冷却海水系統
資料名・○○○２）○号機補助給水系統
資料名・○○○（２）BO1030 原子炉起動・停止
検査項目 原子炉起動停止
検査対象１）○号機 原子炉の起動操作に係る準備
資料名 ※
・○○○
２）○号機 原子炉の起動操作
資料名・○○○───────────────────────────
41 確認資料がない場合、「資料なし」と記載する。
42 確認資料のうち、記録関係についてはトレースできる情報（日付等）を記載する。
例)○○発電所不適合管理表（2020 年○月◯日～○月◯日分）
要領書、手順書等は最新のものを使用していることを確認しているという前提で、改訂番号等は記載しなくても良い。
43 許認可図書や保安規定など、既に規制庁に提出されており検査において確実に確認する文書類については記載しなくても良い。

20- 82 -

記載の適正化（誤
記）

改

正

後

改

（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析
資料名
・○○○

（３）BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 半期検査
検査対象１）不適合の傾向分析
資料名
・○○○

（４）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応（４）BQ0050 事象発生時の初動対応
検査項目 事象発生時の初動対応

検査対象
１）○号機 ○○に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（ＬＣＯ逸脱発生）
資料名
・○○○

正

前

検査対象
１）○号機 ○○に係る運転上の制限逸脱時の対応状況（LCO 逸脱発生）
資料名
・○○○

改正理由

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（削る）（５）BZ2010 非該当使用者等
検査項目 非該当使用者等
検査対象
１）放射線源貯蔵施設

・発電用原子炉と非該当使用者等の施設は別の報告書にするため削除

資料名・○○○
５．２ チーム検査 44（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和○年度の放射線業務従事者の線量分布
資料名・被ばく線量集計及び放射線作業計画に関する情報提示

５．２ チーム検査 44（１）BR0020 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査項目 放射線被ばく評価及び個人モニタリング
検査対象
１）令和○年度の放射線業務従事者の線量分布
資料名・被ばく線量集計及び放射線作業計画に関する情報提示（○/○/○)
２）○号機 高線量配管の線量評価及び遮蔽
資料名・○号機 全域サーベイ測定記録（○月）・○号機 燃料プール冷却浄化系配管計装線図（○/○/○)
２）○号機高線量配管の線量評価及び遮へい
資料名・○号機 全域サーベイ測定記録（○月）・○号機 燃料プール冷却浄化系配管計装線図───────────────────────────
44 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

───────────────────────────
44 チーム検査を実施していない場合、「なし」と記載する。

21- 83 -

記載の適正化（誤
記）

改

正

後

改

正

前

改正理由

(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(２)BQ0010 品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査
検査項目 年次検査
検査対象
検査対象
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビュー等の自
１）改善措置活動の実効性、他施設における運転経験及び知見の活用、マネジメントレビュー等の自己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
己評価及び監査、安全文化の育成と維持に関する活動
資料名
資料名
・○○○
・○○○
※特定重大事故等対処施設に係る資料名のうち特定重大事故等対処施設の名称等が記載されている ※特定重大事故等対処施設に係る資料名のうち特定重大事故等対処施設の名称等が記載されているものは、令和２年度第 36 回原子力規制委員会（令和２年 11 月４日）で決定された「特定重大事故等対処施設に係る法令報告事象等の公表について」の考え方に準拠し非公表とします。45

ものは、令和２年度第 36 回原子力規制委員会（令和２年 11 月４日）の原子力規制委員会で決定さ 記載の適正化（誤れた「特定重大事故等対処施設に係る法令報告事象等の公表について」の考え方に準拠し非公表と 記）します。45───────────────────────────
45 特定重大事故等対処施設に係る資料名のうち、特定重大事故等対処施設の名称等が記載されているもの
は非公表とし、その検査対象の資料名に※をつける。

───────────────────────────
45 特定重大事故等対処施設に係る資料名のうち、特定重大事故等対処施設の名称等が記載されているもの
は非公表とし、その検査対象の資料名に※をつける。

22- 84 -

別添１ 検査指摘事項等の詳細 46

別添１ 指摘事項の詳細 46

運用の明確化（１）（１）○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

・重要度評価がな

件名○○発電所○号機 不適切な作業管理による鉛遮蔽板の設置に伴う１次冷却材モニタの指示値低下

件名○○発電所○号機 作業計画書の不十分な履行による燃料ピット冷却系の停止

く深刻度評価のみ

監視領域(小分類）

拡大防止・影響緩和

監視領域(小分類）

閉じ込めの維持用の明確化

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BM0110 作業管理
作業管理○○室におけるケーブルトレイサポート設置工事

検査運用ガイド
検査項目
検査対象

BM0110 作業管理
作業管理
安全系母線（４－３Ｃ）に係る保全活動

検査種別

日常検査

（新規）

（新規）

検査指摘事項等の重要度／深刻度

緑／ＳＬⅣ（通知なし）

指 摘 事 項の 重要度／深刻度

令和○年○月○日、原子炉運転中の○○発電所○号機において、原子力運転検査官が、１次冷却材中の放射性物質の濃度の傾向を監視するために設置された１次冷却材モニタのチャートを確認したところ、通常時と比較して指示値が低下していた。48

検査指摘事項等の概要 47

火設備作動用の熱感知器及び煙感知器が、ビニール袋で覆われた状態であることを確認した。
・事業者が発見した例
事業者による火災感知器の設置状況の調査において、壁からの距離や換気口の空気吹出し口からの距離に関する消防法の設置条件を満足していない不適切な箇所への火災感知器の設置が確認された。
・機器故障等の例（必然と発見されるもの）
６号機において、中央制御室外気取入れダンパ（Ａ）の弁体

第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。このパフォーマンスの劣化により燃料ピット冷却系が停止したことは「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の目的に影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。

指摘事項等の概要 47が誤った角度で組み込まれていたため、全開操作したところ、中間開度で動作停止した。この誤った角度での弁体の組込みは、
過去に運転経験情報として入力されていたにもかかわらず、適切に反映されていなかった。
事業者に確認したところ、１次冷却材モニタの設置された○○室（高線量区域）において、ケーブルトレイサポート設置工事での被ばく低減のため、高線量配管に鉛遮蔽板を設置していたことが原因と判明した。指示値低下は、鉛遮蔽板を設置していた約４時間半の間継続していた。49
この鉛遮蔽板の設置作業は、当該作業に伴う他の設備への影響について十分検討がされておらず、保安規定第 118 条の３（作業23- 85 -

運用の明確化・わかりやすい報

緑 ／ ＳＬⅣ（通知なし）
原子炉停止中の○○発電所○号機において、安全系母線の点検に関する配線接続作業を実施していた担当者が誤って作業対象ではない端子に配線を接続したことにより、供用中の４－３Ｃ母線電圧検出回路のヒューズが溶断した。この結果、４－３Ｃ母線の電圧低下を示す警報が発信し、４－３Ｃ母線から給電されている
燃料ピット冷却系等の設備が停止した。
作業計画書では、作業誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、これを十分に履行しなかったことは、保安規定［その他の記載例］
・検査官が発見した例
検査官が、１号機中間建屋地上３階にある高感度主蒸気管モニタ検出器温度制御盤を消火対象としたスプリンクラー消の事案について運告書とするため記載要領の見直し

改

正

後

改

正

前

改正理由

管理）の規定を満足することに失敗している状態である。50 この失敗
は、合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったことから、パフォーマンス劣化に該当する。
また、このパフォーマンス劣化による１次冷却材中の放射性物質の濃度の傾向監視機能の低下は、監視領域（小分類）「原子力施設
安全－拡大防止・影響緩和」の「設備のパフォーマンス」の属性に関連付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する。
検査指摘事項に対し、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度
評価ガイド」に従い評価を行った結果、重要度は「緑」と判定する。
また、「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、「規制活動への影響」等の要素は確認されておらず、重要度評価の結果も踏まえ、深刻度は「ＳＬⅣ」と判定する。また、本件は同ガイド「３．３．（２）」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。
───────────────────────────
46 検査指摘事項の重要度評価等及び規制措置の内容が大部にわたる場合は、「補足情報」と題し添付書類としてまとめる。
47 事象の説明、検査指摘事項の重要度評価等及び規制措置の項の内容を簡潔に記載する。
48 いつ誰が事象を発見したかを記載する。また、必要に応じて発電所の運転状況を記載する。
49 事象が継続していた時期を確認可能な範囲で記載する。
50 検査指摘事項等が満足していない規制要求又は自主基準を記載する。

事象の説明 51───────────────────────────
46 指摘事項の重要度評価及び規制措置の内容が大部にわたる場合は、「補足情報」と題し添付書類としてまとめる。
47 規制要求に適合しなかった機能要求又は規格の内容、指摘事項の重要度及び事業者が自ら発見したもの
か否かを記載する。また、「違反が発生した時期」、「違反が続いた期間（締めくくり会議の時点で進行中であればその旨を記載する。）」及び「違反に対して行った事業者の対応」について記載する。

令和○年○月○日 12 時頃、原子炉運転中の○○発電所○
号機において、原子力運転検査官が中央制御室の巡視中に１次冷却材モニタのチャートを確認したところ、当日 10 時頃から指示値が約 0.8×102μSv/ｈに低下していたため事業者に確認した。
その結果、１次冷却材モニタの設置された○○室（高線量区

令和○年○月○日、定期検査のため原子炉停止中の○○発電所○号機において、安全系母線４－３Ｄの電圧検出回路に関するテスト用配線の接続作業を実施していた担当者が、本来、作業計
画書に基づき、養生等を実施して対象の４－３Ｄ母線側の端子を明確にしてから配線作業を行うべきところ、これを実施せず、誤って域）において、ケーブルトレイサポート設置工事における被ばく低減のため、高線量配管に鉛遮蔽板が設置されており、１次冷却材モ
ニタと配管の間にも鉛遮蔽板を設置していたことから、指示値が低下していることが判明した。
本作業は保修第二課が担当しており、計画段階から作業管理要領に従い実施しており、安全・品質作業指示書には放射線作業であることは記載されていた。その後、作業エリア内にある非再生冷却器出口配管の表面線量が高く、作業位置が当該配管に近いことから、被ばく低減策としての鉛遮蔽板の設置を安全管理第作業対象でない４－３Ｃ母線側の端子に配線を接続した。その結果、４－３Ｃ母線電圧検出回路の回線保護用ヒューズが溶断し、母線電圧の低下を示す警報「４－３Ｃ、Ｄ母線電圧低（ＵＶ動作）」が発信した。この警報が発信したことにより、４－３Ｃ母線から給電していた、Ａ及びＢ海水ポンプ、Ａ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ燃料ピットポンプ等の設備が停止し、燃料ピット冷却系による燃料ピットの除熱機能が約○分間喪失した。

事象の説明 48

二課が許可したものだった。
１次冷却材モニタは、通常運転時の変動からの逸脱を早期検24- 86 -

運用の明確化・わかりやすい報
告書とするため記載要領の見直し

改

正

後

改

正

前

改正理由

知する目的で、バックグラウンドの倍数で注意報、警報が設定されているが、鉛遮蔽板を設置していた約４時間半の間は、指示値が通常運転時と比較し約 62％低下し、１次冷却材中の放射性物
質の濃度の傾向監視に悪影響を与え、異常の検知が遅れる可能性があった。
また、事業者からは、本件についてＣＡＰ会議にて審議中であり、本件に関する根本原因の究明、是正処置を行う予定であることを聴取している。52───────────────────────────
51 検査指摘事項等や規制措置又はその両方に関連する状況を説明し、検査指摘事項の重要度評価等及び規制措置の項で説明される判断を裏付け、原子力安全及び放射線安全への影響を理解するのに十分な事実情報を記載する。
52 事象に対する事業者の対応を記載する。

───────────────────────────
48 原子力検査官と事業者が問題に気付いた時期を記載する。指摘事項や違反又はその両方に関連する状況を説明し、指摘事項の重要度評価等及び規制措置の項で説明される判断を裏付け、原子力安全及び核物質防護への影響を理解するのに十分な事実情報を記載する。また、必要があれば、その指摘事項や違反に関連する他の検査活動の記録や文書名も記載する。それまで把握されていなかった弱点を原子力検査官が発見したと判断される指摘事項や違反の場合、事前に事業者が問題を発見し、分析、評価又は是正処置を行っていても、事業者は適切に問題を分析、評価又は是正しなかったという証拠を記載する。

運用の明確化・わかりやすい報
告書とするため記載要領の見直し

運用の明確化

検 査指摘事項の 重
要度評価等［パフォーマンス劣化］53
関係者間でケーブルトレイサポート設置工事の情報共有がなされず、配管とモニタの間に鉛遮蔽板を設置したため、指示値が通常運転時の値に比べ約 62％が低下し、１次冷却材中の放射性物質の濃度の傾向監視に悪影響を与えた。
当該鉛遮蔽板の設置作業に伴う他の設備への影響について十分検討がされていないことは、保安規定第 118 条の３（作業管理）の規定を満足することに失敗している状態である。また遮蔽板を設置すれば、指示値が低下することは合理的に予測可能であり、作業管理等において予防措置を講ずることは可能であったことから、この失敗はパフォーマンス劣化に該当する。

［パフォーマンスの劣化］49
４－３Ｄ母線電圧検出回路に係る点検の作業計画書では、作業誤りを防止するために養生等を実施することが規定されており、作業員が養生等を実施せずに配線接続作業を行ったことは、業務が管理された状態で実施されていたとは言えないことから、保安規定
第３条「７．５．１業務の管理」の要求事項に対する違反であり、パフォーマンスの劣化に該当する。

指摘事項の 重要度
評価等

［スクリーニング］54
１次冷却材モニタは１次冷却材中の放射性物質の濃度の傾向監視のために施設された設備であり、配管とモニタの間に鉛遮蔽板を設置したことで、指示値が低下した。また当直員は本事象について把握しておらず、１次冷却材中の放射性物質の濃度が上昇した
場合に検知が遅れる可能性があった。

［スクリーニング］50
このパフォーマンスの劣化により、４－３Ｃ母線から電源を供給されているＡ系統の設備、特に、燃料ピット冷却系の機能が〇分間停止した。使用済燃料の冷却は被覆管による放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要であることから、パフォーマンスの劣化は「閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「評価領域（使用済燃

このパフォーマンス劣化は監視領域（小分類）「原子力施設安全－拡大防止・影響緩和」の「設備のパフォーマンス」の属性に関連

料プール冷却系の機能維持）」、「ヒューマン・パフォーマンス」の属性に関係付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼ
25- 87 -

・わかりやすい報
告書とするため記載要領の見直し

改

正

後

改

付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する。

正

前

改正理由

しており、検査指摘事項に該当する。
［重要度評価］51
当該原子炉は定期検査のため停止中であり、燃料集合体は全て
炉心から燃料ピットに移動され、燃料ピット冷却系により残留熱の除去が行われていた。
この状態を踏まえると、リスク評価上着眼すべき対象は使用済燃料の冷却状態であり、その指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」、「附属書１ 出力運転

［重要度評価］55
検査指摘事項に対し、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド」に従い評価を行った。影響緩和設備（ＭＳ-３）である１次冷却材モニタの設備のパフォーマンスに悪影響を与えている
ものの、「別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問」「A.緩和系の構築物・系統・機能（ＳＳＣ）及び機能性（反応度制御系統を除く）」の全ての質問に対する回答が「いいえ」となるた
め、重要度は「緑」と判定する。

時の指摘事項に対する安全重要度評価ガイド」、「別紙３－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問」を適用した。この結果、
詳細リスク評価の要否を判断するための「Ｄ.使用済燃料プール」の質問に対する答えが全て「いいえ」となることから詳細リスク評価は不要と判断し、重要度は「緑」と判定する。
運用の明確化・わかりやすい報───────────────────────────
53 パフォーマンス劣化に該当する理由として、以下の事項を説明する。
(1) 検査指摘事項等が満足していない規制要求又は自主基準(2) 当該事象がどのように合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったか
54 記載されたパフォーマンス劣化に対して「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき「軽微」を超える根拠を特定し、特定されたスクリーニングの理由を説明する（例えば、監視領域の目的にどのように悪影響を及ぼしたのかについて説明する、是正しないまま放置された場合に、より大きな原子力安全及び放射線安全上の懸念につながる可能性について説明する等）。
55 検査指摘事項の重要度を決定するために使用された論理について、以下のとおり記載する。
(1) 全ての重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（削る）
b. 決定に使用された a のガイドの附属書
c. 決定に使用された仮定（これらの仮定は報告書の添付書類で参照し説明することができる。
）
d. 結果（実用発電用原子炉施設の場合は色、核燃料施設等の場合は追加対応の有無）(2) PRA を活用した場合の重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 検査指摘事項を「緑」と評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」と判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、検査指摘事項の重要度と不適切な状況が継続した時間を制限した最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和能力や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
b. 検査指摘事項を「緑」を超えると評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」を超えると判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、検査指摘事項の重要度と不適切な状態が継続した時間が最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和機能や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
(3) 定性的重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 定性的な評価により付された点数の算出の根拠
b. 結論に達するために使用された点数について、事務所は「緑」又は「追加対応なし」を超えるかど
うかの初期評価を行う。

───────────────────────────
49 パフォーマンスの劣化について説明する。適合しなかった規制要件や基準を特定し、事業者がどのように要件を満たさなかったかを説明する。

告書とするため記50 記載されたパフォーマンスの劣化に対して「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき「軽微」を超える根拠を特定し、特定されたスクリーニングの理由を説明する（例えば、監視領域の目的にどのように悪影響を及ぼしたのかについて説明する、是正しないまま放置された場合に、より大きな原子力安全及び核物質防護上の懸念につながる可能性について説明する等）。
51 指摘事項の重要度を決定するために使用された論理について、以下のとおり記載する。
(1) 全ての重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（核物質防護については「核物質防護に係る重要度評価に関するガイド」）
b. 決定に使用された a のガイドの附属書
c. 決定に使用された仮定（これらの仮定は報告書の添付書類で参照し説明することができる。
）
d. 結果（実用発電用原子炉施設の場合は色、核燃料施設等の場合は追加対応の有無）(2) PRA を活用した場合の重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 指摘事項を「緑」と評価するために使用されたスクリーニング基準。「緑」と判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状況が継続した時間を制限した
最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和能力や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
b. 指摘事項を「緑」を超えると評価するために使用されたスクリーニング基準。
「緑」を超えると判定された結果が得られた詳細リスク評価や分析の場合、指摘事項の重要度と不適切な状態が継続した時間が最も有力な炉心損傷シーケンス、残存している緩和機能や復旧の信頼性、又はその両方を含めて記載すること。
(3) 定性的重要度評価の結果について、以下の事項を説明する。
a. 定性的な評価により付された点数の算出の根拠
b. 結論に達するために使用された点数事務所は、「緑」又は「指摘事項（追加対応なし）」を超えるかどうかの初期評価を行う。

記載の適正化（誤26- 88 -

載要領の見直し記）

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）
記載の適正化
・核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の分類名称を
変更

改

規制措置

正

後

［深刻度評価］56
検査指摘事項は、原子炉施設の点検及び工事を行う場合、原子炉施設の安全性を確保するために、供用中の原子炉施設に対する悪影響の防止を考慮した作業管理を行うことを求める保安規定第 118 条の３（作業管理）に抵触しており、「原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、検査指摘事項の重要度の評価結果を

改

正

前

運用の明確化

規制措置［深刻度評価］52
検査指摘事項は、保安規定第３条「７．５．１業務の管理」の違反であり、「原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「ＳＬⅣ」と判定する。また、当該事象は同ガイド「３．３（２）」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。

踏まえ、事象の深刻度は「ＳＬⅣ」と判定する。
また、事業者からは、本件についてＣＡＰ会議にて審議中であり、本件に関する根本原因の究明、是正処置を行う予定であると聴取しており、同ガイド「３．３（２）」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。
（削る）
整理番号 57（削る）
Jxx-xxxxxx-xx───────────────────────────
56「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき評価を行う。事務所は SLⅣを超えるかどうかの初期評価を行う。
（削る）
57 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（２桁表示）
」とする。

改正理由

指摘年月日 53
整理番号 54

令和○年○月○日
Jxx-xxxxxx-xx───────────────────────────
52「GI0004 原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき評価を行う。事務所は SLⅣを超えるかど
うかの初期評価を行う。
53 指摘年月日は、評価が確定した年月日とする。
（例：「緑」の場合は事務所が判断した日、「緑を超える」場合は本庁が評価を決定した日）
54 整理番号は、「事業所（施設）記号（別添１）－確定年月－件数（２桁表示）
」とする。

27

- 89 -

・わかりやすい報
告書とするため記載要領の見直し改正後

別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細
改善措置活動の実効性

58（１）問題の特定（２）問題の重要度分類及び評価 59（３）是正処置 60

改

正

前

別添２ 品質マネジメントシステムの運用年次検査の詳細
改善措置活動の実効性（１）問題の特定 55（２）問題の重要度分類及び評価 56（３）是正処置 57

他施設における運転経験及び知見の活用 61

他施設における運転経験及び知見の活用 58

マネジメントレビュー等の自 （１）マネジメントレビューの実施状況
己評価及び監査 62（２）内部監査の実施状況

マネジメントレビュー等の自己評価及び監査 59（１）マネジメントレビューの実施状況（２）内部監査の実施状況

安全文化の育成と維持に（１）安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

安全文化の育成と維持に（１）安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

関する活動 63（２）安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価関する活動 60（２）安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価──────────────────────────────────────────────────────

58 問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

55 問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

59 問題の重要度分類及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

56 問題の重要度分類及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

• 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本原因分析を含む。）• 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本原因分析を含む。）• オペラビリティー及びその逸脱等の報告に関する適切な検討• オペラビリティー及びその逸脱等の報告に関する適切な検討• 問題解決のための重要度分類及び評価に係るリスクの適切な検討• 問題解決のための重要度分類及び評価に係るリスクの適切な検討

60 事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与える重大な事象 57 事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与える重大な事象については、再発防止のために講じられた是正処置に関連する観察事項を記載する。

については、再発防止のために講じられた是正処置に関連する観察事項を記載する。

61 事業者が他施設の運転経験及び知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして適切な未 58 事業者が他施設の運転経験及び知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして適切な未然防止処置を明確にして、対策を講じているか否かを確認し、その実施状況を記載する。

然防止処置を明確にして、対策を講じているか否かを確認し、その実施状況を記載する。

62 事業者が実施した是正処置、安全活動の自己評価及び内部監査が事業者のパフォーマンスを適切に評価 59 事業者が実施した是正処置、安全活動の自己評価及び内部監査が事業者のパフォーマンスを適切に評価し、改善が必要な分野を特定し、かつ、改善の活動が実施されているか否かを確認し、その実施状況を記し、改善が必要な分野を特定し、かつ、改善の活動が実施されているか否かを確認し、その実施状況を記

載する。

載する。

63 事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項のほか、根本原因分析 60 事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項のほか、根本原因分析を実施していれば、その結果から安全文化に係る事項を含む。）について、以下の a 及び b の確認を行う。

を実施していれば、その結果から安全文化に係る事項を含む。）について、以下の a 及び b の確認を行う。

なお、報告書の記載は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(附属書１安全文化の育成と維持に関

なお、報告書の記載は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用(附属書１安全文化の育成と維持に関するガイド)」を参照する。

するガイド)」を参照する。

a. 安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

a. 安全文化の育成と維持に関する活動に係る取組状況

b. 安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価

b. 安全文化についての弱点や強化すべき分野に係る評価

28- 90 -

改正理由

改

正

別添４

後

改

原子力規制検査報告書作成時チェックシート （新規）

正

前

改正理由
運用の明確化・わかりやすい報

確認項目

確認

告書とするため記載要領の見直し全般
・ 最新版のガイドに基づいた記載となっているか・ フォント・全角・半角は適切か
・ 行頭位置など、体裁は整っているか
・ 公用文用字用語に従っているか・ 誤字脱字はないか（例：確認資料の名称、検査運用ガイドの番号 等）
・ ５Ｗ１Ｈを意識した記載になっているか
４．検査内容、５．確認資料
・ ４．検査内容及び５．確認資料は、検査対象名などが一致しているか・ 検査運用ガイドの番号順に並んでいるか・ 検査項目は、各検査運用ガイドの別紙「検査要件まとめ表」に掲載されているものを記載しているか・ 当該四半期に行った検査をもれなく記載しているか・ 検査対象に検査指摘事項等又は継続案件があった場合、「検査指摘事項等あり」「検査継続案件あり」を検査名に続けて括弧書きで記載しているか・ 確認資料に許認可図書や保安規定など、既に規制庁に提出されており検査において確実に確認する文書類を記載していないか
・ 非公表資料について、該当する検査対象の資料名に※をつけ、注釈を記載しているか・ 確認資料の記載は正しいか（例：同一の資料を検査対象により異なった資料名で記載、資料の二重記載、資料の転記ミス等）
別添１ 検査指摘事項等の詳細
・ 検査対象は、４．検査内容及び５．確認資料と一致しているか・ ３．１ 検査指摘事項等の内容と相違ないか①事象の説明に、必要に応じて事象発生時の施設の状況を記載しているか（例：原子炉運転中の○○発電所○号機において）②事象の説明に、いつ誰が発見した事象かを記載しているか③事象の説明に、事象が継続していた時期を確認可能な範囲で記載しているか④検査指摘事項の重要度評価等及び規制措置に、満足していない規制要求又は自主基準を記載しているか（例：保安規定第○○条に違反）・ 検査指摘事項等の概要に、事象の説明から規制措置までを①～④を含めて簡潔に記載しているか29- 91 -

改

正

後

改

（④については、検査指摘事項の重要度評価等の箇所にのみ記載する。）
・ 事象の説明に、事象に対して行った事業者の対応を記載しているか。
・ 検査指摘事項の重要度評価等に、パフォーマンス劣化に該当する理由を適切に記載しているか30- 92 -

正前

改正理由原子力規制検査における規制措置に関するガイド（新旧対照表）1- 93 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力規制検査における規制措置に関するガイド

原子力規制検査における規制措置に関するガイド（GI0004_r2）（GI0004_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課目

次目

改正に伴う修正次

1 目的 ............................................................................. 3

1 目的 ............................................................................. 3

2 適用範囲 ......................................................................... 4

2 適用範囲 ......................................................................... 43 規制措置プロセス ................................................................. 43 規制措置プロセス ................................................................. 4

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング............................................ 4

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング............................................ 4

3.2 事案の深刻度の評価 ............................................................. 5

3.2 事案の深刻度の評価 ............................................................. 5

3.3 規制措置の立案 ................................................................. 6

3.3 規制措置の立案 ................................................................. 64 規制措置後の検査による対応状況等の確認 ........................................... 7

4 規制措置後の検査による対応状況等の確認 ........................................... 7

1 目的

1

目的

本ガイドは、原子力規制検査において特定された法令違反（以下「違反」という。）について、意図的

本ガイドは、法令違反等が特定された検査指摘事項及び軽微（以下、「検査指摘事項等」という。）につな不正行為の有無、原子力安全への実影響の有無及び原子力規制委員会の規制活動への影響の有無を踏いて、意図的な不正行為の有無、原子力安全への実影響の有無及び原子力規制委員会の規制活動への影響

まえて、原子力規制庁において違反の深刻度を評価し、検査指摘事項となった場合の重要度及び違反の深の有無を踏まえて、原子力規制庁において検査指摘事項等の深刻度を評価し、重要度及び深刻度を踏まえ刻度を踏まえた規制措置（※１）を立案するための基本的な考え方及びプロセスを示したものである（図た規制措置（※１）を立案するための基本的な考え方及びプロセスを示したものである（図１参照）
。

１参照）
。

改正理由

規制措置は原子力規制委員会において決定されるものであり、原子力規制庁は本ガイドを適用して検規制措置は原子力規制委員会において決定されるものであり、原子力規制庁は本ガイドを適用して違査指摘事項等の深刻度の評価及び規制措置を立案することにより、この決定に資する。法令違反等の特定

反の深刻度の評価及び規制措置を立案することにより、この決定に資する。違反の特定から規制措置の決から規制措置の決定に至るまでのプロセスの明確化により、被規制者が法令遵守の重要性を認識し、違反定に至るまでのプロセスの明確化により、被規制者が法令遵守の重要性を認識し、違反に対する是正処置に対する是正処置を迅速かつ適切に実施することが期待される。

を迅速かつ適切に実施することが期待される。
※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（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」とい※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（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。
）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査、原子力規制検査に関連して実施する法第う。）第 61 条の２の２第１項の規定による原子力規制検査、原子力規制検査に関連して実施する法第67 条の規定による報告徴収及び原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査

67 条の規定による報告徴収及び原子力規制検査に関連して実施する法第 68 条の規定による立入検査（以下「検査等」という。
）の結果に基づき実施する法第 61 条の２の２第 10 項の規定を踏まえて実施（以下「検査等」という。
）の結果に基づき実施する法第 61 条の２の２第 10 項の規定を踏まえて実施する措置で、命令や原子力規制委員会として実施する行政指導を含む。

する措置で、命令や原子力規制委員会として実施する行政指導を含む。

2- 94 -

運用の明確化・深刻度は法令違反の有無に基づき評価する運用であることを明確化

運用の明確化（検査指摘事項の場合）

・重要度評価がな

検査指摘事項等

法令違反

く深刻度評価のみの事案について運（重要度評価の結果を参考）

用の明確化
重要度評価

深刻度評価

重要度評価

深刻度評価

規制措置の立案

規制措置の立案
本ガイドの規定範囲

本ガイドの規定範囲

SLⅠ～Ⅳ(通知あり)

SLⅣ(通知なし)

SLⅠ～Ⅳ(通知あり)

SLⅣ(通知なし)

原子力規制委員会で四半期毎の原子力規制検査結果報告で

原子力規制委員会で四半期毎の原子力規制検査結果報告で

審議・決定

原子力規制委員会に報告

審議・決定

原子力規制委員会に報告

審議・決定

審議・決定

図１ 規制措置の決定フロー

2 適用範囲

図１ 規制措置の決定フロー

2

本ガイドは、法第 57 条の８で定義されている原子力事業者等（※２）及び核原料物質を使用する者（※

適用範囲
本ガイドは、法第 57 条の８で定義されている原子力事業者等（※２）及び核原料物質を使用する者（※

３）（以下「事業者」と総称する。
）を対象とする。

３）（以下「事業者」と総称する。）を対象とする。

※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、 ※２ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、
使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、旧使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者

試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事業者

等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）

等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）※３

製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法※３

製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や核原料物質、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。以下「令」という。
）第 44 条で定める限度を超えない場合を除く

律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「令」という。
）第 44 条で定める限度を超えない場合を除く

核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除

61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）が該当する。（以下「核原料物質使用者」という。
）

く。）が該当する。（以下「核原料物質使用者」という。
）

3 規制措置プロセス

3

規制措置プロセス

規制措置の検討プロセスは、以下のステップで行う。

規制措置の検討プロセスは、以下のステップで行う。

①事案に対する規制措置のスクリーニング①事案に対する規制措置のスクリーニング（規制措置の要否を検討すべき事案の特定）（規制措置の要否を検討すべき事案の特定）②事案の深刻度の評価②事案の深刻度の評価③規制措置の立案、決定及び事業者への通知③規制措置の立案、決定及び事業者への通知
3- 95 -

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング

3.1 事案に対する規制措置のスクリーニング

原子力規制検査において違反を特定した場合、原子力検査官は、以下の①～③の視点で情報収集等を行

原子力規制検査において検査指摘事項等を抽出した場合、原子力検査官は、重要度評価と並行して、以い、これらの視点で問題の有無を確認する。当該事案が検査指摘事項である場合の重要度評価の結果も踏下の①～④の視点で情報収集等を行い、これらの視点で問題の有無を確認する。当該事項に対する重要度

まえて、①～③のいずれかの視点において問題が確認された場合には、原子力検査官は、その旨を原子力評価の結果も踏まえて、①～④のいずれかの視点において問題が確認された場合には、原子力検査官は、規制庁の担当部門に連絡し、当該部門において「3.3 規制措置」を立案する。

その旨を原子力規制庁の担当部門に連絡し、当該部門において「3.3 規制措置」を立案する。

また、当該事案は事業者からの申告等を通じて、関連法令等における違反が特定された場合も同様に規制措置を講ずるものとする。
なお、①～③のいずれかの視点において問題が確認された場合は、基本的に、違反の深刻度レベルは軽微を超えるものとして検討する。
【規制措置のスクリーニング基準】（削る）

また、当該検査指摘事項等は事業者からの申告等を通じて、関連法令等における違反が特定された場合も同様に規制措置を講ずるものとする。

運用の明確化・深刻度は法令違反の有無に基づき評価する運用であることを明確化。

なお、検査指摘事項の重要度評価において、「緑」を超える結果となっているものについては、法令違反の可能性が高いことが予想される。
【規制措置のスクリーニング基準】①法令違反があったか。

①原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼすものか。

②原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼすものか。

②原子力安全又は核物質防護に実質的な影響があったか③原子力安全に実質的な影響があったか。

③意図的な不正行為によるものか。

④意図的な不正行為によるものか。

3.2 事案の深刻度の評価

3.2 事案の深刻度の評価

運用の明確化・深刻度は法令違反の有無に基づき評価する運用であることを明確化

運用の明確化

3.1 にて問題が確認された違反については、担当部門が検査評価室と協力して本ガイドに沿って深刻

3.1 にて問題が確認された検査指摘事項等については、担当部門が検査評価室と協力して本ガイドに・深刻度は法令違度の評価を行うが、必要に応じて重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）で評価すること

沿って深刻度の評価を行うが、必要に応じて重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）で評反の有無に基づきもできる。

価することもできる。

評価する運用であることを明確化(1) 特定された事案の具体的な評価
違反の深刻度を評価する際には、以下の３つの視点により影響の程度を踏まえ総合的に判定する。

(1) 特定された事案の具体的な評価
検査指摘事項等の深刻度を評価する際には、以下の３つの視点により総合的に判定する。

運用の明確化・深刻度は法令違a. 原子力安全又は核物質防護に実質的な影響を及ぼすものであったか
原子力規制検査において特定された違反により原子力安全に影響を及ぼす結果となったか否かに

a. 原子力安全又は核物質防護に実質的な影響を及ぼすものであったか
原子力規制検査における検査指摘事項等により原子力安全又は核物質防護に影響を及ぼす結果とついて検討を行う。

なったか否かについて検討を行う。

b. 原子力規制委員会の規制活動に対する影響を与えたか

b. 原子力規制委員会の規制活動に対する影響を与えたか

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が、正確で時機を得

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が、正確で時機を得て情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、原子力規制検査の実施に必要なて情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、原子力規制検査の実施に必要な正確な情報を提供しないこと、必要な設置変更許可、工事計画認可等の申請を行わないこと、法令等

正確な情報を提供しないこと、必要な設置変更許可、工事計画認可等の申請を行わないこと、法令等に基づく報告や記録保存に重大な誤りがあること等により、原子力規制委員会の規制活動に影響をに基づく報告や記録保存に重大な誤りがあること等により、原子力規制委員会の規制活動に影響を及ぼす結果となったか否かについて検討を行う。

及ぼす結果となったか否かについて検討を行う。

c. 意図的な不正行為があったか

c. 意図的な不正行為があったか

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が率直かつ正確に

原子力規制委員会の監視活動は、許認可申請の内容や技術基準適合性の根拠等が率直かつ正確に情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、情報の隠ぺい、記録の改ざん、虚偽情報提供されるという前提に基づいて行われるものであるため、情報の隠ぺい、記録の改ざん、虚偽4- 96 -

反の有無に基づき評価する運用であることを明確化報告など意図的な不正行為を含む法令違反等に対しては、より強力な規制措置を講ずる必要がある。

報告など意図的な不正行為を含む法令違反等に対しては、より強力な規制措置を講ずる必要がある。

そのため、違反が意図的なものであったか否かについて検討を行う。

そのため、違反が意図的なものであったか否かについて検討を行う。

(2) 違反の深刻度レベル(2) 違反の深刻度レベル

運用の明確化

規制措置のプロセスにおいては、原子力規制検査において特定された違反に対し、SLⅠから SLⅣま

規制措置のプロセスにおいては、原子力規制検査において特定された検査指摘事項等に対し、４段・深刻度は法令違での４段階の深刻度レベル（Severity Level、略称：SL）により評価を行い、SLⅣに満たないものは

階の深刻度レベル（Severity Level、略称：SL）により評価を行う。ただし、パフォーマンスの劣化

反の有無に基づき軽微とする。ただし、パフォーマンスの劣化を伴う検査指摘事項については、重要度評価に関するガを伴う検査指摘事項等については、重要度評価に関するガイドに基づいた重要度評価により評価が行評価する運用であイドに基づいた重要度評価により評価が行われ、その重要度評価の結果を参考に深刻度レベルを判断

われ、その重要度評価の結果を参考に深刻度レベルを判断する。

ることを明確化する。
なお、一般的には重要度評価の結果と深刻度レベルには相関性がある。具体的には、例えば実用発
電用原子炉施設の場合、重要度「緑」の深刻度レベルは SLⅣに相当すると考えられるが、重要度評価

なお、一般的には重要度評価の結果と深刻度レベルには相関性がある。具体的には、例えば実用発
電用原子炉施設の場合、重要度「緑」の深刻度レベルは SLⅣに相当すると考えられるが、重要度評価
で考慮されない(1)b 及び c の視点での評価により、深刻度レベルが変わることはあり得る。

で考慮されない(1)b 及び c の視点での評価により、深刻度レベルが変わることはあり得る。
a. SLⅠ は、原子力安全上又は核物質防護上重大な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり
a. SLⅠ は、原子力安全上又は核物質防護上重大な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
b. SLⅡ は、原子力安全上又は核物質防護上重要な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
c. SLⅢ は、原子力安全上又は核物質防護上一定の影響を有する事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
d. SLⅣ は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が限定的であるもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
e. 軽微は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が極めて限定的なもの、又はそうした状況になり得得たものに適用する。
b. SLⅡ は、原子力安全上又は核物質防護上重要な事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
c. SLⅢ は、原子力安全上又は核物質防護上一定の影響を有する事態をもたらしたもの、又はそうした事態になり得たものに適用する。
d. SLⅣ は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が限定的であるもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。
e. 軽微は、原子力安全上又は核物質防護上の影響が極めて限定的なもの、又はそうした状況になり得たものに適用する。

たものに適用する。
3.3 規制措置の立案
規制措置の程度については、深刻度レベルによるものとし、基本的には以下のとおりとする。
(1) 軽微規制措置は不要であり、原子力規制検査の検査報告書にも記載しない。なお、当然ながら事業者に

3.3 規制措置の立案
規制措置の程度については、深刻度レベルによるものとし、基本的には以下のとおりとする。
(1) 軽微規制措置は不要であり、原子力規制検査の検査報告書にも記載しない。なお、当然ながら事業者により是正されなければならない。

より是正されなければならない。

(2) SLⅣ（通知なし）(2) SLⅣ（通知なし）

以下の全てを満たしている SLⅣの違反については、規制措置は不要とする。ただし、重要度評価にお以下の全てを満たしている SLⅣの違反については、規制措置は不要とする。ただし、重要度評価において、「緑」（核燃料施設等においては「追加対応あり」）と判断されたものについては、以下の c は適用

いて、「緑」と判断されたものについては、以下の c は適用しない。また、原子力規制委員会への報告は記載の適正化しない。また、原子力規制委員会への報告は四半期ごとの原子力規制検査の結果報告の際に併せて行う。

四半期ごとの原子力規制検査の結果報告の際に併せて行う。

・核燃料施設等の追記

a. 既に、再発防止のため改善措置活動（CAP）など適切な是正が行われている。

a. 既に、再発防止のため改善措置活動（CAP）など適切な是正が行われている。

b. 当該違反が特定された後で速やかに法令要求等を満足する状態に回復している又はその見込みがb. 当該違反が特定された後で速やかに法令要求等を満足する状態に回復している又はその見込みが

ある。

ある。

c. 当該違反が不適切な是正処置又は未然防止処置の結果として再発又は発生したものではない。

c. 当該違反が不適切な是正処置又は未然防止処置の結果として再発又は発生したものではない。

d. 当該違反に意図的な不正行為は含まれない。

d. 当該違反に意図的な不正行為は含まれない。

(3) SLⅠから SLⅢ及び SLⅣ（通知あり）(3) SLⅠから SLⅢ及び SLⅣ（通知あり）
5- 97 -

事業者に規制措置を通知する。担当部門は、規制措置に係る通知文書の案を検討、立案し、原子力規

事業者に規制措置を通知する。担当部門は、規制措置に係る通知文書の案を検討、立案し、原子力規制委員会に諮る。この際、通知文書の案には、事案の概要に加えて、規制措置に該当する理由を明確に制委員会に諮る。この際、通知文書の案には、事案の概要に加えて、規制措置に該当する理由を明確に

記載する。

記載する。

具体的な規制措置の内容については、深刻度レベルに加えて、事業者による違反等の特定の有無及び具体的な規制措置の内容については、深刻度レベルに加えて、事業者による違反等の特定の有無及び是正処置の適切さを考慮し、必要に応じて原子炉等規制法に基づく報告徴収命令や立入検査の実施に是正処置の適切さを考慮し、必要に応じて原子炉等規制法に基づく報告徴収命令や立入検査の実施についても検討する（以下、参照）。

ついても検討する（以下、参照）。

【法に基づく措置命令】【法に基づく措置命令】〇運転・操業等の停止命令〇運転・操業等の停止命令〇保安措置命令〇保安措置命令〇保安規定の変更命令〇保安規定の変更命令【行政指導】【行政指導】

行政指導により是正措置の状況等の報告を求めることや、公開会合等において是正処置の状況等の行政指導により是正措置の状況等の報告を求めることや、公開会合等において是正処置の状況等の確認を行うことなどを検討する。

確認を行うことなどを検討する。

4 規制措置後の検査による対応状況等の確認

4法に基づく措置命令等を行った場合においては、原子力規制検査の追加検査、特別検査のほか、必要に規制措置後の検査による対応状況等の確認法に基づく措置命令等を行った場合においては、原子力規制検査の追加検査、特別検査のほか、必要に応じて当該命令等に係る措置の実施状況を基本検査で確認する。

応じて当該命令等に係る措置の実施状況を基本検査で確認する。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○記載の適正化１2021/07/21○記載の適正化

備考

改正に伴う修正２

6- 98 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（新旧対照表）1- 99 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r2）（GI0007_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

改正理由

改正に伴う修正次

1 目的 ............................................................................ 3

1 目的 ............................................................................ 3

2 適用範囲 ........................................................................ 3

2 適用範囲 ........................................................................ 33 安全重要度評価区分の考え方 ...................................................... 43 安全重要度評価区分の考え方 ...................................................... 44 検査指摘事項の重要度評価手順 .................................................... 54 検査指摘事項の重要度評価手順 .................................................... 5添付１ 検査指摘事項の初期評価 .................................................... 9添付１ 検査指摘事項の初期評価 .................................................... 9添付２ 重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領 ............................... 16

添付２ 重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領 ............................... 16

添付３ 重要度評価の申立て制度 ................................................... 19

添付３ 重要度評価の申立て制度 ................................................... 19

添付４ リスク評価担当者に求められる役割 ......................................... 23

添付４ リスク評価担当者に求められる役割 ......................................... 23

附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書１ 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書２ 重大事故等対処及び大規模損壊対処に関する重要度評価ガイド

附属書２ 重大事故等対処及び大規模損壊対処に関する重要度評価ガイド

附属書３ 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書３ 従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書４ 公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書４ 公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド

附属書５ 火災防護に関する重要度評価ガイド

附属書５ 火災防護に関する重要度評価ガイド

附属書６ 停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書６ 停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド

附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド

附属書８ メンテナンスの際のリスク評価に関する安全重要度評価ガイド

附属書８ メンテナンスの際のリスク評価に関する安全重要度評価ガイド

附属書９ 定性的な判断基準による重要度評価ガイド

附属書９ 定性的な判断基準による重要度評価ガイド

運用の明確化
・核燃料施設等の附属書 10 核燃料施設等における重要度評価ガイド

重要度評価の運用
1 目的
本ガイドは、原子力規制検査によって事業者が行う安全活動に、いずれかの監視領域に関連する検査指摘

を明確化

1 目的
本ガイドは、原子力規制検査によって事業者が行う安全活動に、いずれかの監視領域に関連する検査指摘

事項を確認した場合に、追加検査の要否等を判断するために、当該検査指摘事項の安全重要度評価区分の考 事項を確認した場合に、追加検査の要否等を判断するために、当該検査指摘事項の安全重要度評価区分の考2- 100 -

え方及びその手順について定めたものである。

え方及びその手順について定めたものである。

2 適用範囲2 適用範囲

(1)本ガイドは、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。以下

(1)本ガイドは、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。以下

「法」という。
）第 57 条の８で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者を対象と「法」という。
）第 57 条の８で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者を対象と

する。

する。

(2)本ガイドは、原子力規制検査実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に基づく原子力規制検査におい(2)本ガイドは、原子力規制検査実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に基づく原子力規制検査において、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により、事業者のパフォーマンス劣て、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により、事業者のパフォーマンス劣化が軽微を超えるものであると判断した後に適用する。

化が軽微を超えるものであると判断した後に適用する。

(3)安全上の重要度評価において、劣化した状態（例えば、安全系のポンプの動作不能）自体は事業者の(3)安全上の重要度評価において、劣化した状態（例えば、安全系のポンプの動作不能）自体は事業者のパフォーマンス劣化ではなく、むしろ、劣化した状態を引き起こした直接原因（例えば、不適切なメ

パフォーマンス劣化ではなく、むしろ、劣化した状態を引き起こした直接原因（例えば、不適切なメ

ンテナンス手順）が、パフォーマンス劣化である。安全重要度評価は、リスクに影響を及ぼすパフォ

ンテナンス手順）が、パフォーマンス劣化である。安全重要度評価は、リスクに影響を及ぼすパフォ

ーマンス劣化が原因となって発生した劣化状態について、安全上の重要度を評価するものである。

ーマンス劣化が原因となって発生した劣化状態について、安全上の重要度を評価するものである。

(4)機器の故障又は作業員の不適切な操作によって引き起こされる事象に関する安全上の重要性は、当該(4)機器の故障又は作業員の不適切な操作によって引き起こされる事象に関する安全上の重要性は、当該事象に対応した検査ガイドに従って、原子力検査官により調査されるが、検査指摘事項と判断された事象に対応した検査ガイドに従って、原子力検査官により調査されるが、検査指摘事項と判断された

後の安全重要度評価は、本ガイド及び該当する添付資料と附属書に従い処理されるものとする。

後の安全重要度評価は、本ガイド及び該当する添付資料と附属書に従い処理されるものとする。

3 安全重要度評価区分の考え方
3.1 実用発電用原子炉施設の場合

3 安全重要度評価区分の考え方
3.1 実用発電用原子炉施設の場合

原子力規制検査における検査指摘事項については、以下の定性的な水準及び定量的な指標による区

原子力規制検査における検査指摘事項については、以下の定性的な水準及び定量的な指標による区分に基づき、安全上の重要度を示す４区分（「赤」、
「黄」
、「白」、
「緑」の色付け）で評価する。実際の分に基づき、安全上の重要度を示す４区分（「赤」、
「黄」
、「白」、
「緑」の色付け）で評価する。実際の安全重要度評価は、添付１及び本ガイドの附属書により行う。なお、安全上の重要度を定量的に評価す

安全重要度評価は、添付１及び本ガイドの附属書により行う。なお、安全上の重要度を定量的に評価す

る際、炉心損傷頻度（CDF）及び格納容器機能喪失頻度（CFF）で用いられる記号「⊿」は、事業者のパる際、炉心損傷頻度（CDF）及び格納容器機能喪失頻度（CFF）で用いられる記号「⊿」は、事業者のパフォーマンス劣化の結果としての CDF（又は CFF）と当該施設における通常の CDF（又は CFF）との差分

フォーマンス劣化の結果としての CDF（又は CFF）と当該施設における通常の CDF（又は CFF）との差分を表す。言い換えれば、定量的な安全重要度評価手法は、検査指摘事項において明確にされる事業者のを表す。言い換えれば、定量的な安全重要度評価手法は、検査指摘事項において明確にされる事業者のパフォーマンス劣化から生じるリスクについて、原子炉施設の通常のリスクからの増加分を評価してパフォーマンス劣化から生じるリスクについて、原子炉施設の通常のリスクからの増加分を評価しているものである。検査指摘事項の定量的な重要度の説明図を別紙１に示す。

いるものである。検査指摘事項の定量的な重要度の説明図を別紙１に示す。

(1)赤：安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準(1)赤：安全確保の機能又は性能への影響が大きい水準⊿CDF ＞ 10－4 （10－4 を超える）⊿CDF ＞ 10－4

（10－4 を超える）⊿CFF ＞ 10－5 （10－5 を超える）⊿CFF ＞ 10－5

（10－5 を超える）(2)黄：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準(2)黄：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下が大きい水準

10－5 ＜ ⊿CDF ≦ 10－4 （10－5 から 10－4 までの範囲）

10－5 ＜ ⊿CDF ≦ 10－4 （10－5 から 10－4 までの範囲）

10－6 ＜ ⊿CFF ≦ 10－5 （10－6 から 10－5 までの範囲）

10－6 ＜ ⊿CFF ≦ 10－5 （10－6 から 10－5 までの範囲）(3)白：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善(3)白：安全確保の機能又は性能への影響があり、安全裕度の低下は小さいものの、規制関与の下で改善
3- 101 -

を図るべき水準－6を図るべき水準までの範囲）

10－6 ＜ ⊿CDF ≦ 10－5 （10－6 から 10－5 までの範囲）

10－7 ＜ ⊿CFF ≦ 10－6 （10－7 から 10－6 までの範囲）

10－7 ＜ ⊿CFF ≦ 10－6 （10－7 から 10－6 までの範囲）

10－5＜ ⊿CDF ≦ 10

－6

（10

から 10

－5

(4)緑：安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準(4)緑：安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準⊿CDF ≦10－6 （10－6 以下）⊿CDF ≦10－6（10－6 以下）

⊿CFF ≦10－7 （10－7 以下）⊿CFF ≦10－7（10－7 以下）

3.2 核燃料施設等の場合
原子力規制検査の検査指摘事項の重要度評価については、安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準を「追加対3.2 核燃料施設等の場合
原子力規制検査の検査指摘事項の重要度評価については、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）において「追加対応あり」と「追加対応なし」の２区分で評価する。

記載の適正化・実用炉と記載の整合

応なし」、それよりも安全確保の機能又は性能への影響がある水準を「追加対応あり」の２区分で評価する。

4 検査指摘事項の重要度評価手順

4 検査指摘事項の重要度評価手順

4.1 検査指摘事項の初期評価

4.1 検査指摘事項の初期評価

実用発電用原子炉施設において、原子力規制検査における検査指摘事項については、本ガイドの添付

実用発電用原子炉施設において、原子力規制検査における検査指摘事項については、本ガイドの添付

１の手順及び適用可能な附属書に沿って原子力検査官が初期評価を行う。この結果、当該指摘事項が１の手順及び適用可能な附属書に沿って原子力検査官が初期評価を行う。この結果、当該指摘事項が「緑」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

「緑」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

核燃料施設等において、原子力規制検査における検査指摘事項については、「GI0008 検査気付き事項

核燃料施設等において、原子力規制検査における検査指摘事項については、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」に基づき、検査指摘事項を抽出する際に考慮した監視領域（小分のスクリーニングに関するガイド」に基づき、検査指摘事項を抽出する際に考慮した監視領域（小分類）の情報を参考に、原子力検査官及び核燃料施設等監視部門が検査評価室と協議の上、初期評価（追類）の情報を参考に、原子力検査官及び核燃料施設等監視部門が検査評価室と協議の上、初期評価（追加対応の程度の評価）を行う。この結果、当該指摘事項が「追加対応なし」であると判断される場合に加対応の程度の評価）を行う。この結果、当該指摘事項が「追加対応なし」であると判断される場合には、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

は、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

4.2 SERP

4.2 SERP

初期評価により、実用発電用原子炉施設において、検査指摘事項が「緑」を超えると判断された場合、初期評価により、実用発電用原子炉施設において、検査指摘事項が「緑」以外と判断された場合、及及び、核燃料施設等において検査指摘事項が「追加対応あり」の可能性があると判断された場合についび、核燃料施設等において検査指摘事項が「追加対応あり」と判断された場合については、添付２の手ては、添付２の手順に沿って検査評価室や担当部門を中心に構成される SERP において重要度の評価を順に沿って検査評価室や担当部門を中心に構成される SERP において重要度の評価を行う。なお、同会行う。なお、同会合においては、「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に沿って合においては、「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に沿って深刻度や規制措置

深刻度や規制措置についても検討を行う。

についても検討を行う。

また、実際の重要度評価にあたっては、原子力規制庁のリスク評価担当者１が中心的な役割を担うことが期待される。

4.3 最終決定に対する申立て
SERP による最終的な重要度の評価結果を書面により通知した日から７日以内に事業者が異議を申し立てた場合には、添付３に定める手順に沿って対応する。

また、実際の重要度評価にあたっては、原子力規制庁のリスク評価担当者１が中心的な役割を担うことが期待される。

4.3 最終決定に対する申立て
SERP による最終的な重要度の評価結果を書面により通知した日から７日以内に事業者が異議を申し立てた場合には、添付３に定める手順に沿って対応する。
4- 102 -

記載の適正化・本ガイド添付 2の SERP 実施要領と整合を取るため。

5 留意事項

5 留意事項

検査指摘事項の安全重要度評価に当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集することが必要

検査指摘事項の安全重要度評価に当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集することが必要である。ある検査指摘事項の安全重要度評価区分について事業者と考えに相違がある場合、原子力安全に一 である。ある検査指摘事項の安全重要度評価区分について事業者と考えに相違がある場合、原子力安全に一
義的な責任を有する事業者は、こうした情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠を 義的な責任を有する事業者は、こうした情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠を持って説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には、事業者の考えを踏 持って説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には、事業者の考えを踏まえた評価区分変更を検討する必要はない。

まえた評価区分変更を検討する必要はない。

────────────────────────────

１

１

添付４参照。

添付４参照。

5- 103 -

別紙１ 検査指摘事項の定量的重要度の図示（実用発電用原子炉施設）

別紙１

検査指摘事項の定量的重要度の図示（実用発電用原子炉施設）

赤－重大な安全重要度

1E-4

赤－重大な安全重要度

1E-5

1E-4

黄－中程度の安全重要度

1E-5

黄－中程度の安全重要度

1E-6

1E-5

白－小程度の安全重要度

1E-6

1E-6
白－小程度の安全重要度

1E-7

1E-6

緑－非常に低い安全重要度

CDF における増加（／yr）

1E-5

1E-7

緑－非常に低い安全重要度

CFF における増加（／yr）

CDF における増加（／yr）

注記：全ての監視領域及び安全重要度評価ガイド附属書へ適用されるのものではない

CFF における増加（／yr）

注記：全ての監視領域及び安全重要度評価ガイド附属書へ適用されるのものではない

6- 104 -

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

改正の概要

備考

成に見直し（附属書１～９）○運用の明確化○運用の明確化①「検査指摘事項についての総合的な情報シ①「検査指摘事項についての総合的な情報シート」の作成について、重要度評価に際しート」の作成について、重要度評価に際し必須でないことの運用を明確化（添付１）

必須でないことの運用を明確化（添付１）○記載の適正化○記載の適正化

改正に伴う修正２7- 105 -

添付１

検査指摘事項の初期評価

1 安全重要度評価の対象となる検査指摘事項の条件

添付１

検査指摘事項の初期評価

1 安全重要度評価の対象となる検査指摘事項の条件

原子力規制検査において、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微を超えるものは検査指

原子力規制検査において、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微を超えるものは検査指摘事項となり、安全重要度評価の対象となる。一方、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽摘事項となり、安全重要度評価の対象となる。一方、事業者のパフォーマンス劣化が確認された事象で、軽微と判断されたものは検査指摘事項とならず安全重要度評価の対象ではない。

微と判断されたものは検査指摘事項とならず安全重要度評価の対象ではない。

2 安全重要度評価の対象事象（検査指摘事項）の初期評価

2 安全重要度評価の対象事象（検査指摘事項）の初期評価

原子力検査官は、検査指摘事項に対する初期の評価（事象の整理）を以下のとおり行う。

原子力検査官は、検査指摘事項に対する初期の評価（事象の整理）を以下のとおり行う。

2.1 検査指摘事項についての総合的な情報の収集、整理

2.1 検査指摘事項についての総合的な情報の収集、整理情報の収集、整理に当たっては、以下に留意し、必要に応じ表１を活用することができる。

情報の収集、整理に当たっては、以下に留意し、必要に応じ表１を活用することができる。

(1)当該検査指摘事項が確認された検査の過程で使用された関係文書と参考資料を記述する。

(1)当該検査指摘事項が確認された検査の過程で使用された関係文書と参考資料を記述する。

(2)パフォーマンス劣化があると判断した根拠、及び軽微を超えるものと判断した根拠を記載する。

(2)パフォーマンス劣化があると判断した根拠、及び軽微を超えるものと判断した根拠を記載する。

(3)劣化状態に関する事実関係又は体制又は手順等の劣化に関する事実関係を記載する。（劣化した機(3)劣化状態に関する事実関係又は体制又は手順等の劣化に関する事実関係を記載する。（劣化した機器に係る状態の場合は、影響を受けた構築物、系統及び機器（SSC）、それらの関連機能並びに安全器に係る状態の場合は、影響を受けた構築物、系統及び機器（SSC）、それらの関連機能並びに安全性に対する影響を記載する。体制又は手順等の劣化の場合は、影響を受けた体制又は手順等を記載

性に対する影響を記載する。体制又は手順等の劣化の場合は、影響を受けた体制又は手順等を記載

するとともに、その劣化が安全性にどのような影響を与えたのかを説明する。）

するとともに、その劣化が安全性にどのような影響を与えたのかを説明する。）(4)当該指摘事項と劣化状態、体制又は手順等の劣化の論理的な結び付きを記述する。

(4)当該指摘事項と劣化状態、体制又は手順等の劣化の論理的な結び付きを記述する。

2.2 監視領域（小分類）の特定（表２）2.2 監視領域（小分類）の特定（表２）(1) 実用発電用原子炉施設の場合(1) 実用発電用原子炉施設の場合

a. 当該指摘事項に基づく劣化状態、体制又は手順等の劣化により影響を受けた監視領域（小分類）a. 当該指摘事項に基づく劣化状態、体制又は手順等の劣化により影響を受けた監視領域（小分類）の各ボックスにチェックする。
（該当するボックスを全てチェック）の各ボックスにチェックする。
（該当するボックスを全てチェック）

・発生防止

・発生防止

・拡大防止・影響緩和

・拡大防止・影響緩和

・閉じ込めの維持

・閉じ込めの維持・重大事故等対処及び大規模損壊対処

・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

・従業員に対する放射線安全

・公衆に対する放射線安全

・公衆に対する放射線安全b. 全てのチェックしたボックスのレビューを行い、どの監視領域（小分類）が劣化状態、体制又は手順等の劣化による影響を受けたのかを確認する。

b. 全てのチェックしたボックスのレビューを行い、どの監視領域（小分類）が劣化状態、体制又は手順等の劣化による影響を受けたのかを確認する。

(2) 核燃料施設等の場合(2) 核燃料施設等の場合「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参考に、監視領域（小分類）の特定を「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」を参考に、監視領域（小分類）の特定を

行う。

行う。
8

- 106 -

2.3 適用する安全重要度評価手法（附属書）の選定（表３）(1)影響を受けた監視領域（小分類）を特定した後、表３に基づき適用する安全重要度評価手法を選定する。
(2)複数の監視領域（小分類）が影響を受け、複数の安全重要度評価手法が示される場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い、適用する１つの安全重要度評価手法を特定する。

2.3 適用する安全重要度評価手法（附属書）の選定（表３）(1)影響を受けた監視領域（小分類）を特定した後、表３に基づき適用する安全重要度評価手法を選定する。
(2)複数の監視領域（小分類）が影響を受け、複数の安全重要度評価手法が示される場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い、適用する１つの安全重要度評価手法を特定する。

(3)複数の監視領域（小分類）が影響を受けたが、１つの安全重要度評価手法へのルートしか示されな(3)複数の監視領域（小分類）が影響を受けたが、１つの安全重要度評価手法へのルートしか示されない場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い１つの監視領域（小分類）を特定する。

い場合、原子力検査官は、状況に対して合理的な判断を行い１つの監視領域（小分類）を特定する。

表１ 検査指摘事項の総合的な情報シート

表１ 検査指摘事項の総合的な情報シート

関係する文書と参考資料：

関係する文書と参考資料：

検査指摘事項の内容：

検査指摘事項の内容：

劣化状態又はプログラムの脆弱性についての事実関係の説明：

劣化状態又はプログラムの脆弱性についての事実関係の説明：

検査指摘事項を劣化状態又は手順等の脆弱性に結び付ける論理的な関連性：

検査指摘事項を劣化状態又は手順等の脆弱性に結び付ける論理的な関連性：9- 107 -

表２ 劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域

表２ 劣化状態又はプログラムの脆弱性により影響を受けた監視領域（✓）適切なボックスをチェックすること。

（✓）適切なボックスをチェックすること。

発生防止□A.LOCA の起因となる事象（例：加圧器ヒータース

拡大防止・影響緩和□A.緩和系□崩壊熱除去機能の劣化

リーブ、原子炉圧力容器
貫通配管、制御棒駆動機□短期炉心冷却機能の劣閉じ込めの維持□A.燃料被覆管の健全性

発生防止□A.LOCA の起因となる事象□反応度管理（例：許可さ（例：加圧器ヒータース

れている出力限度の超リーブ、原子炉圧力容器

過、制御棒の誤動作、不貫通配管、制御棒駆動機

拡大防止・影響緩和□A.緩和系

閉じ込めの維持（削る）

運用の明確化・最新の NRC の検査ガイド(IMC0609□崩壊熱除去機能の劣化

Attachment4)を反映（原子炉保護系□短期炉心冷却機能の劣構ノズル、加圧器逃し弁化

注意による原子炉冷却構ノズル、加圧器逃し弁化を除く反応度制御

及び逃し安全弁からの□一次系（例：安全注入

系の希釈又は冷水の注及び逃し安全弁からの□一次系（例：安全注入

系の劣化を燃料被原子炉冷却材漏えい並系（PWR のみ）
、主給水

入）

原子炉冷却材漏えい並系（PWR のみ）
、主給水

覆管の閉じ込め機

びに、インタフェース・系、高圧炉心注水系、□異物排除プログラムのびに、インタフェース・系、高圧炉心注水系、能の維持に移動）システム LOCA に関する

原 子炉 隔離時 冷却 系管理に係る失敗（例：ルシステム LOCA に関する

原 子炉 隔離時 冷却 系

事項など）

（BWR のみ）、高圧系、ースパーツ）

事項など）（BWR のみ）、高圧系、低圧系（PWR，BWR 両□B.過渡事象の起因となる方））□B.プラントの擾乱に対す

低圧系（PWR，BWR 両る緩和機能としての原□B.過渡事象の起因となる方））□A.プラントの擾乱に対する緩和機能としての原事象（例:原子炉／ター□二次系（PWR のみ）（例：

子炉冷却系（RCS）バウン

事象（例:原子炉／ター□二次系（PWR のみ）（例：

子炉冷却系（RCS）バウン

ビン・トリップ、主蒸気

補 助給 水系、 主給 水ダリ（例：加圧熱衝撃な

ビン・トリップ、主蒸気

補 助給 水系、 主給 水ダリ（例：加圧熱衝撃な／給水配管の劣化、内部系 、主 蒸気逃 し弁 など）

／給水配管の劣化、内部系 、主 蒸気逃 し弁 など）

火災、内部溢水など）

ど）

火災、内部溢水など）

ど）

注意：漏えいなど、このほ

注意：漏えいなど、このほか□C.サポート系統に係る起□長期炉心冷却機能の劣かの全ての RCS バウンダリ□C.サポート系統に係る起□長期炉心冷却機能の劣の全ての RCS バウンダリに関因事象（例：外部電源喪化（例：ECCS サンプ再循

に関する事項は、発生防止

因事象（例：外部電源喪化（例：ECCS サンプ再循する事項は、発生防止の監視

失、直流電源喪失、交流

環、圧力抑制プールなの監視領域において考慮

失、直流電源喪失、交流

環、圧力抑制プールな領域において考慮される。

電源喪失、原子炉補機冷

ど）

される。

電源喪失、原子炉補機冷ど）

却水系喪失、海水系喪失□C.原子炉格納容器の閉じ及び制御用空気系など） □B. 外 部 事 象 影 響 緩 和 系□D.蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象

込め

却水系喪失、海水系喪失□B.原子炉格納容器の閉じ及び制御用空気系など） □B. 外 部 事 象 影 響 緩 和 系（例：地震／火災／溢水□実際の破損又はバイ／異常気象の防護機能

パス（例：貫通部シー□D.蒸気発生器伝熱管破断の劣化）

ル、ISLOCA に関係するの起因となる事象（例：地震／火災／溢水□実際の破損又はバイ／異常気象の防護機能

パス（例：貫通部シー

の劣化）

ル、ISLOCA に関係する隔離弁、ベント及びパ□E.外部事象に係る起因事□C.原子炉保護系

込め

隔離弁、ベント及びパージ・システムからの□E.外部事象に係る起因事

象（火災及び内部溢水に漏えい、圧力抑制プー

象（火災及び内部溢水に限定）

ル の機 能維持 に必 要

限定）な構築物、系統及び機器の故障など）□C.反応度制御系の劣化（原ージ・システムからの運用の明確化

子炉保護系を含む）

漏えい、圧力抑制プー・最新の NRC の検□制御棒の誤動作

ル の機 能維持 に必 要査ガイド(IMC0609□不注意による原子炉冷な構築物、系統及び機Attachment4)を反器の故障など）映（原子炉保護系

却系の希釈又は冷水の□熱除去、水素又は圧力注入制御系の劣化□反応度管理（例：許可さ□熱除去、水素又は圧力制御系の劣化過）炉建屋又は使用済燃料□C.制御室、補助建屋／原子炉建屋又は使用済燃料10- 108 -

系の劣化を燃料被覆管の閉じ込め機

れている出力限度の超□D.制御室、補助建屋／原子を除く反応度制御

能の維持に移動）□D. 消防隊

建屋の閉じ込め□D. 消防隊□E.使用済燃料プール□D.使用済燃料プール□未臨界状態の維持□未臨界状態の維持□使用済燃料プールの水□使用済燃料プールの水量及び水温（例：冷却）量及び水温（例：冷却）□燃料取扱い

重大事故等対処及び大規模従業員に対する放射線安全

公衆対にする放射線安全

壊対応の訓練計画の不遵記載の適正化

□燃料取扱い

重大事故等対処及び大規模損壊対処□重大事故等及び大規模損建屋。

従業員に対する放射線安全

公衆対にする放射線安全□ALARA に関する計画又は作□放射性気体又は廃液の排損壊対処□ALARA に関する計画又は作業の管理□放射性気体又は廃液の排出管理

守□重大事故等及び大規模損壊対応の訓練計画の不遵

業の管理

出管理

守
□被ばく又は過剰被ばくの□実際の事象に対する実行□放射線環境監視問題の問題□被ばく又は過剰被ばくの□実際の事象に対する実行□放射性固体廃棄物管理□重大事故等対処設備の機

問題

の問題

□線量評価能力の劣化□放射線環境監視□放射性固体廃棄物管理□線量評価能力の劣化□放射性物質の輸送

能劣化
核物質防護

□重大事故等対処設備の機□放射性物質の輸送

能劣化
核物質防護

表３ 安全重要度評価の附属書の選定ルート

表３ 安全重要度評価の附属書の選定ルート

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域

検査指摘事項及びそれに伴う劣化状態又はプログラムの脆弱性が事業者の以下の監視領域の中に存在している場合：の中に存在している場合：

1．核燃料施設等の場合は、附属書 10 に進むこと。

（新規）運用の明確化
・核燃料施設等の2．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書４に進むこと。

1．公衆に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書４に進むこと。

重要度評価の運用を明確化

3．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書３に進むこと。

2．従業員に対する放射線安全の監視領域の場合は、附属書３に進むこと。

（削る）

3．核燃料施設等の場合は、附属書９に進むこと。

4．発生防止、拡大防止・影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対4．発生防止、拡大防止・影響緩和、閉じ込めの維持又は重大事故等対処及び大規模損壊対処の監視領域の場合は、以下に進むこと。

処の監視領域の場合は、以下に進むこと。
11- 109 -A から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全てのA から D までについて、「はい」又は「いいえ」の質問に答えること。A から D までの全ての質問に対する答えが「いいえ」の場合は、附属書１に進むこと。

質問に対する答えが「いいえ」の場合は、附属書１に進むこと。

A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処：

A. 重大事故等対処及び大規模損壊対処：

検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での重大事故等対処及び大規模損壊対処等に係る計画、設備、機器、体制、作業員の線量措置及び手順の整備と実施に関模損壊対処等に係る計画、設備、機器、体制、作業員の線量措置及び手順の整備と実施に関係しているか。

係しているか。

□「はい」の場合は、附属書２に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書２に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

B. 停止、燃料取替及び強制停止：

B. 停止、燃料取替及び強制停止：

検査指摘事項は、プラント停止時において、炉内に燃料があり、残留熱除去又は余熱除去

検査指摘事項は、プラント停止時において、炉内に燃料があり、残留熱除去又は余熱除去により通常の温度及び圧力に管理されている状況における作業、操作、事象又は劣化状態ににより通常の温度及び圧力に管理されている状況における作業、操作、事象又は劣化状態に関係しているか。

関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書６に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書６に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

C. メンテナンスのリスク評価：
検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び管理に関係しているか。

C. メンテナンスのリスク評価：
検査指摘事項は、プラントのあらゆる状態（運転又は停止）での保守活動の実施に伴うリスクに対する事業者の評価及び管理に関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書８に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書８に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

D. 火災防護：D. 火災防護：1. 検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

1. 検査指摘事項は、消防や消火活動等の不具合に関係しているか。

□「はい」の場合は、附属書１に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書１に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

2. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

2. 検査指摘事項は、以下事項に関係しているか。

（1）仮置可燃物、仮置発火源又は火気使用作業による火災の発生防止及び管理を十分に実（1）仮置可燃物、仮置発火源又は火気使用作業による火災の発生防止及び管理を十分に実施できていない。

施できていない。

（2）固定式の火災防護システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

（2）固定式の火災防護システム、又は、火災を封じ込める能力に影響を及ぼすか。

（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。

（3）火災発生の際にプラントの安全停止状態を達成・維持する能力に影響を及ぼすか。
12- 110 -

□「はい」の場合は、附属書５に進むこと。

□「はい」の場合は、附属書５に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書１に進むこと。

□「いいえ」の場合は、附属書１に進むこと。

添付２

添付２

重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領

1 重要度評価・規制措置会合の開催

重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領

1 重要度評価・規制措置会合の開催

「白」
、
「黄」
、
「赤」又は「緑」を超える可能性がある（核燃料施設等においては、「追加対応あり」の「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性がある（核燃料施設等においては、「追加対応あり又は可能性があると読み替える。以下同じ。
）と判断される検査指摘事項の重要度について評価等を行うため追加対応ありの可能性がある」と読み替える。以下同じ。）と判断される検査指摘事項の重要度について

別紙のとおり重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）を開催する。SERP は、重要度を暫定的評価等を行うため別紙のとおり重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）を開催する。SERPに評価する事前会合と、事業者からの意見を踏まえ重要度を最終的に評価する本会合を行う。

は、重要度を暫定的に評価する予備会合と、事業者からの意見を踏まえ重要度を最終的に評価する本会合を行う。

記載の適正化

記載の適正化・分かりやすい名称へ変更

2 SERP による重要度評価の検討手順
2.1 事前会合の実施

2 SERP による重要度評価の検討手順
2.1 予備会合の実施(1)事前会合は、検査指摘事項について「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性があると判断(1)予備会合は、検査指摘事項について「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える可能性があると判断した場合に開催され、安全重要度を評価するとともに、法令や規制要件等の違反の有無、深刻度及した場合に開催され、安全重要度を評価するとともに、法令や規制要件等の違反の有無、深刻度及び規制措置についても検討を行う。

び規制措置についても検討を行う。

(2)事前会合の結果、検査指摘事項の重要度を「緑」（核燃料施設等においては「追加対応なし」）かつ深刻度Ⅳで規制措置不要と判断した場合には、この評価が最終の結果となる。

(2)予備会合の結果、検査指摘事項の重要度を「緑」（核燃料施設等においては追加対応なし）かつ深刻度Ⅳで規制措置不要と判断した場合には、この評価が最終の結果となる。

(3)初期評価の結果、「緑」を超えると考えられる検査指摘事項については、本ガイドに沿って重要度(3)初期評価の結果、「緑」を超えると考えられる検査指摘事項については、本ガイドに沿って重要度評価を行う。評価結果に関しては、「GI0009 重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」の様式に評価を行う。評価結果に関しては、「GI0009 重要度評価等に係る事務手順運用ガイド」の様式に沿って安全重要度評価書を取りまとめる。

沿って安全重要度評価書を取りまとめる。

(4)合理的な判断を行うための十分な情報がなく、かつその情報が重要度結果に著しい影響を及ぼす
場合には、重要度を「緑」を超えるものとすることができる。

2.2 事前会合における評価結果の通知(1)事前会合における重要度評価の結果、「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超えると判断した場合に(4)合理的な判断を行うための十分な情報がなく、かつその情報が重要度結果に著しい影響を及ぼす
場合には、重要度を「緑」を超えるものとすることができる。

2.2 予備会合における評価結果の通知(1)予備会合における重要度評価の結果、「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超えると判断した場合には、暫定的な安全重要度評価結果を原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で事業者に対し書面

は、暫定的な安全重要度評価結果を原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で事業者に対し書面で通知するとともに、必要に応じて最終的に重要度を評価するための追加情報を要求する。

で通知するとともに、必要に応じて最終的に重要度を評価するための追加情報を要求する。

(2)その際、以下についても併せて事業者に対し通知する。

(2)その際、以下についても併せて事業者に対し通知する。

✓

当該重要度評価結果に対して公開の意見聴取会又は書面にて意見を述べることができること✓

当該重要度評価結果に対して公開の意見聴取会又は書面にて意見を述べることができること✓通知日から７日以内に事業者から意見陳述の要望がなかった場合には、通知の日付けをもって✓通知日から７日以内に事業者から意見陳述の要望がなかった場合には、通知の日付けをもって当該重要度評価結果が最終的な重要度評価結果となること

2.3 重要度評価に対する事業者からの意見聴取
事業者から意見陳述の要望があった場合には、意見聴取等を行う。事業者から直接意見を述べることを要望された場合には、公開の意見聴取会を開催する。

当該重要度評価結果が最終的な重要度評価結果となること

2.3 重要度評価に対する事業者からの意見聴取
事業者から意見陳述の要望があった場合には、意見聴取等を行う。事業者から直接意見を述べることを要望された場合には、公開の意見聴取会を開催する。
13- 111 -

2.4 本会合の実施

2.4 本会合の実施

意見聴取会又は事業者からの意見を踏まえ、重要度評価、深刻度又は安全重要度評価書を変更する必要があるかどうか及び規制措置を検討するため本会合を開催する。

意見聴取会又は事業者からの意見を踏まえ、重要度評価、深刻度又は安全重要度評価書を変更する必要があるかどうか及び規制措置を検討するため本会合を開催する。

2.5 本会合における評価結果の通知

2.5 本会合における評価結果の通知(1)最終的な重要度の評価結果等については、改めて原子力規制委員会に報告し、その了承を得た上で、事業者に対して書面により通知する。

(1)最終的な重要度の評価結果等については、改めて原子力規制委員会に報告し、その了承を得た上で、事業者に対して書面により通知する。

(2)なお、通知の日から７日以内に申立てがない場合には評価が確定することについても併せて通知する。

(2)なお、通知の日から７日以内に申立てがない場合には評価が確定することについても併せて通知する。

3 規制措置の検討について

3 規制措置の検討について

検査指摘事項の評価結果等に基づき、法に基づく措置命令（運転の停止等の保安措置命令、保安規定の検査指摘事項の評価結果等に基づき、法に基づく措置命令（運転の停止等の保安措置命令、保安規定の変更命令、報告徴収命令等）等を含む規制措置を行う場合には、「Gi0004 原子力規制検査における規制

変更命令、報告徴収命令等）等を含む規制措置を行う場合には、「Gi0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に沿って SERP において案を取りまとめ、その内容について原子力規制委員会で審措置に関するガイド」に沿って SERP において案を取りまとめ、その内容について原子力規制委員会で審議し決定する。

議し決定する。

4 SERP における検討期間について

4 SERP における検討期間について

本実施要領における検討期間については、原子力検査官が「緑」を超える可能性があると判断し検査報

本実施要領における検討期間については、原子力検査官が「緑」を超える可能性があると判断し検査報告書が取りまとめられた段階から概ね 90 日程度を目途に最終的な重要度の評価結果の通知を行うべく、告書が取りまとめられた段階から概ね 90 日程度を目途に最終的な重要度の評価結果の通知を行うべく、検討の計画を行う。

検討の計画を行う。

別

紙

別

重要度評価・規制措置会合（SERP）の開催について

1 趣旨

紙

重要度評価・規制措置会合（SERP）の開催について

1 趣旨

令和２年４月から施行される改正法では、新たな原子力規制検査が導入され、原子力規制委員会は、施

令和２年４月から施行される改正法では、新たな原子力規制検査が導入され、原子力規制委員会は、施設安全性に係る検査指摘事項の重要度に応じて、原子力事業者に対する追加検査の要否等を判断するこ

設安全性に係る検査指摘事項の重要度に応じて、原子力事業者に対する追加検査の要否等を判断するこ

ととなる。

ととなる。

このため、
「緑」を超える可能性がある（核燃料施設等においては、「追加対応あり」の可能性があるとこのため、「緑」を超える可能性がある検査指摘事項の重要度及び深刻度を評価するとともに、規制措読み替える。以下同じ。
）検査指摘事項の重要度及び深刻度を評価するとともに、規制措置に関する検討

置に関する検討を行うため、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき重要度評を行うため、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき重要度評価・規制措置会

価・規制措置会合（以下「SERP」という。）を開催する。

合（以下「SERP」という。
）を開催する。

14- 112 -

読み替え規定を追記

2 検討事項

2 検討事項「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

(1)「緑」を超える又は「追加対応あり」の可能性がある検査指摘事項の重要度評価及び深刻度(1)「緑」を超える又は追加対応のある検査指摘事項の重要度評価及び深刻度(2)重要度評価結果に基づく規制措置の案(2)重要度評価結果に基づく規制措置の案(3)対応区分の変更（判断が困難な事例に限る。）(3)対応区分の変更（判断が困難な事例に限る。）(4)その他(4)その他

3 構成員

3 構成員

以下のとおりとする。なお、SERP の主査は、必要に応じて構成員を追加することができる。

以下のとおりとする。なお、SERP の主査は、必要に応じて構成員を追加することができる。

〇担当部門管理官（主査）〇担当部門管理官（主査）〇検査監督総括課長〇検査監督総括課長〇検査評価室長〇検査評価室長

添付３

重要度評価の申立て制度

1 目的

添付３

重要度評価の申立て制度

1 目的

本文書は、
「白」
、
「黄」又は「赤」とされた検査指摘事項（核燃料施設等においては、「追加対応あり」

本文書は、「白」、「黄」又は「赤」とされた検査指摘事項（核燃料施設等においては、「追加対応あり」と読み替える。以下同じ。
）の重要度評価結果に対する事業者からの申立て制度について定めるものであと読み替える。以下同じ。
）の重要度評価結果に対する事業者からの申立て制度について定めるものである。なお、本申立て制度は、原子炉等規制法に基づく原子力規制検査における重要度評価に関するものでる。なお、本申立て制度は、原子炉等規制法に基づく原子力規制検査における重要度評価に関するものであり、行政不服審査法に基づく異議申立てとは異なるものである。

あり、行政不服審査法に基づく異議申立てとは異なるものである。

2 申立ての前提

2 申立ての前提

原子力規制庁は、検査指摘事項の最終的な安全重要度評価の結果に関して、以下の項目を完了している

原子力規制庁は、検査指摘事項の最終的な安全重要度評価の結果に関して、以下の項目を完了しているものとする。なお、原子力規制庁が事業者に対し検査指摘事項の暫定的な重要度評価を通知した後、事業ものとする。なお、原子力規制庁が事業者に対し検査指摘事項の暫定的な重要度評価を通知した後、事業者が意見聴取会の開催等、意見を述べることを求めなかった場合には、申立てを行うことができない。

者が意見聴取会の開催等、意見を述べることを求めなかった場合には、申立てを行うことができない。

(1) 原子力検査官は、検査気付き事項について、その時点で利用できる限りの情報を用いて事業者のパフォーマンス劣化を明確にし、検査指摘事項が「緑」を超える可能性があると判断。
(2) 原子力検査官及び評価担当者は、適切な安全重要度評価ガイドの附属書を用いて検査指摘事項に対する暫定的な重要度（
「白」
、
「黄」
、
「赤」又は「緑」を超える）を評価。

(1) 原子力検査官は、検査気付き事項について、その時点で利用できる限りの情報を用いて事業者のパフォーマンス劣化を明確にし、検査指摘事項が「緑」を超える可能性があると判断。
(2) 原子力検査官及び評価担当者は、適切な安全重要度評価ガイドの附属書を用いて検査指摘事項に対する暫定的な重要度（「白」、「黄」、「赤」又は「緑」を超える）を評価。

(3) 暫定的に評価された検査指摘事項について、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）に(3) 暫定的に評価された検査指摘事項について、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）において評価が行われている。その後、原子力規制庁は、事業者に暫定的な結果を通知し、意見陳述

おいて評価が行われている。その後、原子力規制庁は、事業者に暫定的な結果を通知し、意見陳述の機会があることを提示。

の機会があることを提示。

(4) 事業者が、意見陳述を要望した場合は、原子力規制庁は意見を聴取し、追加的な情報を踏まえ評価を変更する必要があるか否かを検討し、最終的な評価結果を通知。

(4) 事業者が、意見陳述を要望した場合は、原子力規制庁は意見を聴取し、追加的な情報を踏まえ評価を変更する必要があるか否かを検討し、最終的な評価結果を通知。
15- 113 -

本文の記載との整合3 申立ての要件「2 申立ての前提」を満足しており、かつ申立てが以下の項目のいずれかに当てはまる場合には申立てを受理するものとする。
(1) 原子力規制庁による重要度評価のプロセスが、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」と一致しない、又はプロセスの正当性に欠けている場合。
(2) 施設の設備・機器の構成や事業者の作業手順等に関する原子力規制庁の認識に対し、事業者から意見陳述が行われたが、最終的な重要度評価結果の決定の際に考慮されていなかった場合。
(3) 事業者が意見陳述の時点で整理が間に合わなかった新しい情報がある場合。ただし、新しい情報に3 申立ての要件「2 申立ての前提」を満足しており、かつ申立てが以下の項目のいずれかに当てはまる場合には申立てを受理するものとする。
(1) 原子力規制庁による重要度評価のプロセスが、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」と一致しない、又はプロセスの正当性に欠けている場合。
(2) 施設の設備・機器の構成や事業者の作業手順等に関する原子力規制庁の認識に対し、事業者から意見陳述が行われたが、最終的な重要度評価結果の決定の際に考慮されていなかった場合。
(3) 事業者が意見陳述の時点で整理が間に合わなかった新しい情報がある場合。ただし、新しい情報については、以下のいずれにも該当する場合に考慮される。

ついては、以下のいずれにも該当する場合に考慮される。

a. 意見陳述の際に事業者から追加的な新たな情報を整理していることが表明されている

a. 意見陳述の際に事業者から追加的な新たな情報を整理していることが表明されている

b. 新しい情報が重要度評価結果に重大な影響を及ぼすことが明らかである

b. 新しい情報が重要度評価結果に重大な影響を及ぼすことが明らかである

c. 整理が間に合わなかった理由について合理性がある

c. 整理が間に合わなかった理由について合理性がある

なお、整理に認められる期間については、最終的な重要度評価結果を通知するまでの検討期間の目安

なお、整理に認められる期間については、最終的な重要度評価結果を通知するまでの検討期間の目安である 90 日程度を超えないことを原則とする。

である 90 日程度を超えないことを原則とする。

4 申立てに対する判定会合

4 申立てに対する判定会合

事業者からの申立てが、「3 申立ての要件」に合致するか判定するとともに、申立て内容の妥当性につ事業者からの申立てが、「3 申立ての要件」に合致するか判定するとともに、申立て内容の妥当性について検討を行うため別紙のとおり「申立てに対する判定会合」を開催する。判定会合においては、以下のいて検討を行うため別紙のとおり「申立てに対する判定会合」を開催する。判定会合においては、以下のいずれかの判断を行い、申立てに対する決定書について検討を行う。

いずれかの判断を行い、申立てに対する決定書について検討を行う。

(1) 事業者の申立てが要件を満たさないために棄却することが適当(1) 事業者の申立てが要件を満たさないために棄却することが適当(2) 重要度評価結果の記載に不十分な点があるため、当該重要度評価結果についてより詳細な説明が必(2) 重要度評価結果の記載に不十分な点があるため、当該重要度評価結果についてより詳細な説明が必要(3) 重要度評価の過程に問題があり、当該重要度評価のやり直しが必要

5 申立て手順
5.1 申立てプロセス

要(3) 重要度評価の過程に問題があり、当該重要度評価のやり直しが必要

5 申立て手順
5.1 申立てプロセス(1)事業者から申立てがあった場合には、判定会合の構成員は事業者から公開の場で異議の内容を聴取(1)事業者から申立てがあった場合には、判定会合の構成員は事業者から公開の場で異議の内容を聴取し、これを踏まえて判定会合で申立て内容の妥当性等について検討を行い、決定書案について検討をし、これを踏まえて判定会合で申立て内容の妥当性等について検討を行い、決定書案について検討を

行う。

行う。

(2)申立てに対する判定会合の結果、4 (2)と判断された場合には、重要度評価結果の記載の修正について検討を行う。
(3)申立てに対する判定会合の結果、4 (3)と判断された場合には、SERP 会合を開催して、重要度評価をやり直す。その結果の妥当性等については、改めて判定会合を開催し検討を行う。

5.2 原子力規制委員会での審議及び事業者への通知(2)申立てに対する判定会合の結果、4 (2)と判断された場合には、重要度評価結果の記載の修正について検討を行う。
(3)申立てに対する判定会合の結果、4 (3)と判断された場合には、SERP 会合を開催して、重要度評価をやり直す。その結果の妥当性等については、改めて判定会合を開催し検討を行う。

5.2 原子力規制委員会での審議及び事業者への通知
16- 114 -

申立てに対する決定書案及び重要度評価結果（変更がある場合に限る。）については、原子力規制委員
会で審議及び決定を得た上で、事業者に対し通知する。

申立てに対する決定書案及び重要度評価結果（変更がある場合に限る。）については、原子力規制委員
会で審議及び決定を得た上で、事業者に対し通知する。

別

紙

別

申立てに対する判定会合の開催について
1 設置の趣旨紙

申立てに対する判定会合の開催について
1 設置の趣旨

原子力規制庁が最終評価した検査指摘事項の安全重要度について、事業者は原子力規制委員会に対し申立てを行うことができる。

原子力規制庁が最終評価した検査指摘事項の安全重要度について、事業者は原子力規制委員会に対し申立てを行うことができる。

安全重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容に関する妥当性等について検討を行うため、安全重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容に関する妥当性等について検討を行うため、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき申立てに対する判定会合を開催する。

「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき申立てに対する判定会合を開催する。

2 検討事項

2 検討事項「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」に基づき、以下の事項について検討を行う。

(1)重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容が要件に合致するか(1)重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容が要件に合致するか(2)重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容の妥当性等(2)重要度評価結果に対する事業者等からの申立て内容の妥当性等(3)その他(3)その他

3 会合の構成員

3 会合の構成員

以下のとおりとする。なお、判定会合の主査は、申立ての内容等に応じて構成員を追加することができる。

以下のとおりとする。なお、判定会合の主査は、申立ての内容等に応じて構成員を追加することができ
る。

〇構成員

〇構成員

・原子力規制検査担当指定職（主査）・原子力規制検査担当指定職（主査）・検査監督総括課長

・検査監督総括課長

・担当部門管理官

・担当部門管理官

・検査評価室長

・検査評価室長添付４

リスク評価担当者に求められる役割

原子力規制庁のリスク評価担当者は、リスク情報を活用した重要度評価を担当し、リスクに関する他の職

添付４

リスク評価担当者に求められる役割

原子力規制庁のリスク評価担当者は、リスク情報を活用した重要度評価を担当し、リスクに関する他の職員を支援する技術担当者であることが期待される。さらに、リスク評価担当者は確率論的リスク評価（PRA） 員を支援する技術担当者であることが期待される。さらに、リスク評価担当者は確率論的リスク評価（PRA）
研究職員と緊密に連携して、リスク情報に基づいた規制活動の効果的な運用を行う。具体的に求められる役 研究職員と緊密に連携して、リスク情報に基づいた規制活動の効果的な運用を行う。具体的に求められる役
割は、以下のとおり。

割は、以下のとおり。
17- 115 -

1 リスク情報に基づいた規制活動(1)原子力規制庁のリスク情報に基づいた規制活動全般を支援し、原子力規制庁の使命の達成に貢献する。
(2)これらの貢献は、原子力規制検査全体に関連するリスク情報に基づいた活動を行うことにより達成する。

2 リスク情報を活用した重要度評価の実施(1)定量的及び定性的な評価手法と適用可能なガイドを使用して、原子力規制検査における検査指摘事項の安全重要度を評価する。

1 リスク情報に基づいた規制活動(1)原子力規制庁のリスク情報に基づいた規制活動全般を支援し、原子力規制庁の使命の達成に貢献する。
(2)これらの貢献は、原子力規制検査全体に関連するリスク情報に基づいた活動を行うことにより達成する。

2 リスク情報を活用した重要度評価の実施(1)定量的及び定性的な評価手法と適用可能なガイドを使用して、原子力規制検査における検査指摘事項の安全重要度を評価する。

(2)重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）での重要度の評価のために、原子力検査官と協力(2)重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）での重要度の評価のために、原子力検査官と協力して検査結果、リスク分析の詳細及び関連情報の概要を含む安全重要度評価結果を取りまとめる。

して検査結果、リスク分析の詳細及び関連情報の概要を含む安全重要度評価結果を取りまとめる。

(3)リスク情報に基づいた効果的な意思決定を支援するために、安全重要度評価に基づいて、提案又は推(3)リスク情報に基づいた効果的な意思決定を支援するために、安全重要度評価に基づいて、提案又は推奨事項を SERP に提供する。

3 原子力検査官を含む原子力規制庁職員への支援の提供(1)リスク情報を使用した検査計画及び関連するガイドの適用に対する重要度評価手順について、原子力規制庁職員を支援する。
(2)原子力検査官と連絡を取り、リスク情報を活用した検査の適用に関して共通理解を得る。

4 重要度評価プログラムの継続的改善

奨事項を SERP に提供する。

3 原子力検査官を含む原子力規制庁職員への支援の提供(1)リスク情報を使用した検査計画及び関連するガイドの適用に対する重要度評価手順について、原子力規制庁職員を支援する。
(2)原子力検査官と連絡を取り、リスク情報を活用した検査の適用に関して共通理解を得る。

4 重要度評価プログラムの継続的改善(1)重要度評価プログラムの改善のために関連の会議に参加する。

(1)重要度評価プログラムの改善のために関連の会議に参加する。

(2)重要度評価関連のガイドの改善、関連する文書と付録、その他の原子力規制検査関連のガイドと検査(2)重要度評価関連のガイドの改善、関連する文書と付録、その他の原子力規制検査関連のガイドと検査手順の改善に係る検討に参画する。
(3)関係部署と連携し、リスク評価で使用する PRA モデルの品質を確保する。

手順の改善に係る検討に参画する。
(3)関係部署と連携し、リスク評価で使用する PRA モデルの品質を確保する。

18- 116 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書１
出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 117 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書１

附属書１

出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド

出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド(GI0007_附属書１_r02)(GI0007_附属書１_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 適用範囲 .............................................................................. 3

1 適用範囲 .............................................................................. 32 開始条件 .............................................................................. 32 開始条件 .............................................................................. 3

別紙１ 発生防止のスクリーニングに関する質問 ............................................ 4

別紙１ 発生防止のスクリーニングに関する質問 ............................................ 4

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問 .................................. 6

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問 .................................. 6

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問 ...................................... 9

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問 ...................................... 9

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問 ........................................... 11

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問 ........................................... 11

1 適用範囲1 適用範囲

本附属書は、原子力検査官が、プラント出力運転時に影響を及ぼす検査指摘事項に対して、スクリーニン

本附属書は、原子力検査官が、プラント出力運転時に影響を及ぼす検査指摘事項に対して、スクリーニン

グに関する質問を使用し、重要度評価で「緑」と判断できるか、詳細リスク評価が必要か、又は、他の適用 グに関する質問を使用し、重要度評価で「緑」と判断できるか、詳細リスク評価が必要か、又は、他の適用可能な附属書へ移行するかを判断するための簡易的な方法及び基準を示すものである。
本附属書に示す重要度評価の方法は、発生防止、拡大防止・影響緩和及び閉じ込めの維持の監視領域に該可能な附属書へ移行するかを判断するための簡易的な方法及び基準を示すものである。
本附属書に示す重要度評価の方法は、発生防止、拡大防止・影響緩和及び閉じ込めの維持の監視領域に該当する出力運転時の検査指摘事項に適用されるものである。

当する出力運転時の検査指摘事項に適用されるものである。

2 開始条件

2 開始条件

本附属書に記述される重要度評価は、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」添付１「検本附属書に記述される重要度評価は、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」添付１「検査指摘事項の初期評価」の手順を経た後に実施される。

査指摘事項の初期評価」の手順を経た後に実施される。

別紙１ 発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙１ 発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
2- 118 -

改正理由

改正に伴う修正

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

備考

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化
改正に伴う修正

２

別紙１

別紙１

発生防止のスクリーニングに関する質問
A.

発生防止のスクリーニングに関する質問

原子炉冷却材喪失事故（LOCA）の起因となる事象

1.

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は小 LOCA に対する原子炉冷却材漏えい率（通常 1.

原子炉冷却材喪失事故（LOCA）の起因となる事象

A.

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は小 LOCA に対する原子炉冷却材漏えい率（通常の充てん流量を超える漏えい率）を引き起こす可能性があったか。

の充てん流量を超える漏えい率）を引き起こす可能性があったか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は、LOCA の緩和に使用される別の系統に影響を 2.

2.

与える可能性があるか。
（例えば、インターフェースシステム LOCA）

劣化事象を合理的に評価した結果、当該検査指摘事項は、LOCA の緩和に使用される系統とは別の系統に影響を与え、結果として LOCA の緩和機能を全喪失させる可能性があるか。
（例えば、インターフェースシ
ステム LOCA）□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする

B.

過渡事象の起因となる事象

B.

過渡事象の起因となる事象
検査指摘事項は、原子炉トリップを引き起こし、かつプラントのトリップから安定停止状態への移行の間

この検査指摘事項は、原子炉トリップを引き起こし、かつプラントのトリップから安定停止状態への移行の間に必要な緩和機器の喪失を引き起こしたか（例えば、復水器の喪失、給水の喪失）。このほかの事象と に必要な緩和機器の喪失を引き起こしたか（例えば、復水器の喪失、給水の喪失）。このほかの事象として、して、高エネルギー配管破断、内部溢水及び火災を含む。

高エネルギー配管破断、内部溢水及び火災を含む。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

C.

C.

サポート系統に係る起因事象

サポート系統に係る起因事象
3- 119 -

記載の適正化・表現の簡素化１．その機能劣化は、実際にサポート系統の完全又は部分的な喪失という結果になったか。
（例えば、補機
冷却水系喪失、海水系喪失及び制御用空気系喪失、交流電源喪失、直流電源喪失。）

検査指摘事項は、起因事象の可能性又は原因に寄与し、かつ緩和機器に影響を及ぼすサポート系統の完全運用の明確化又は部分的な喪失を含むか。サポート系統の起因事象の例は、外部電源喪失、直流電源喪失、交流電源喪失、 ・最新の IMC0609
補機冷却水系喪失、海水系喪失及び制御用空気系喪失である。

Appendix A(2020.11.30)の改□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 「緑」とする

訂を反映
運用の明確化

２．その機能喪失はプラントトリップに至るようなサポート系統の喪失の可能性を増加させたか。

・最新の IMC0609
Appendix A□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む(2020.11.30)の改□ b. いいえ → 「緑」とする

訂を反映

D.

蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象

D.

検査指摘事項は、蒸気発生器の１本の伝熱管が、通常の定格出力での内外差圧の３倍（3ΔPNO）を持続で蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象
検査指摘事項は、蒸気発生器の１本の伝熱管が、通常の定格出力での内外差圧の３倍（3ΔPNO）を持続できない劣化状態を含むか。

きない劣化状態を含むか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

E.

E.

外部事象に係る起因事象
検査指摘事項は、火災又は内部溢水の起因事象の頻度に影響するか。

外部事象に係る起因事象
検査指摘事項は、火災又は内部溢水の起因事象の頻度に影響するか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙２ 拡大防止・影響緩和のスクリーニングに関する質問

A.

緩和系の構築物・系統・機器（SSC）及び機能性（反応度制御系統を除く）

A.

1.

検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその動 1.

緩和系の構築物・系統・機器（SSC）及び機能性（反応度制御系統を除く）
検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその動作可能性又は機能性を維持しているか。

作可能性又は機能性を維持しているか。

□ a. はい → 「緑」とする□ a. はい → 「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、系統又は機能、あるいは両方の喪失を示しているか。

検査指摘事項は、系統又は機能、あるいは両方の喪失を示しているか。
4- 120 -

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

3.

検査指摘事項は、少なくとも１トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実 3.

検査指摘事項は、少なくとも１トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実際に機能喪失していること、又は、２つの分離された安全システムがその AOT を超えて供用外になっている 際に機能喪失していること、又は、２つの分離された安全システムがその AOT を超えて供用外になっている
ことを示しているか。

ことを示しているか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

4.

4.

検査指摘事項は、事業者の保全プログラムおいて、保全重要度は高と規定されているが、保安規定上の検査指摘事項は、事業者の保全プログラムおいて、保全重要度は高と規定されているが、保安規定上の要求がない機器の１つ以上のトレインが実際に 24 時間を超えて機能を喪失していることを示しているか。 要求がない機器の１つ以上のトレインが実際に 24 時間を超えて機能を喪失していることを示しているか。
□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

B.

B.

外部事象緩和システム（地震、溢水又は悪天候による劣化）

外部事象緩和システム（地震、火災、溢水又は悪天候による劣化）

記載の適正化（誤記）

検査指摘事項は、地震、溢水または悪天候に係る起因事象を緩和するために特別に設計された機器又は機検査指摘事項は、地震、溢水または悪天候に係る起因事象を緩和するために特別に設計された機器又は機能（例えば、耐震スナバ、溢水バリア又は竜巻用扉）の喪失又は劣化に関するものか。

能（例えば、耐震スナバ、溢水バリア又は竜巻用扉）の喪失又は劣化に関するものか。

□ a. はい → 別紙４へ進む□ a. はい → 別紙４へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

C.

反応度制御系統C.

1.

検査指摘事項は、原子炉スクラムの起因となる１つの原子炉保護系（RPS）トリップ信号に影響を与え 1.

反応度制御系統
検査指摘事項は、原子炉スクラムの起因となる１つの原子炉保護系（RPS）トリップ信号に影響を与えるとともに、他の多重性のあるトリップの機能又は原子炉停止に係る多様性のある方法（例えば、ほかの自 るとともに、他の多重性のあるトリップの機能又は原子炉停止に係る多様性のある方法（例えば、ほかの自動 RPS トリップ、代替制御棒挿入、又は手動原子炉トリップ能力）に対して影響を与えたか。

動 RPS トリップ、代替制御棒挿入、又は手動原子炉トリップ能力）に対して影響を与えたか。

□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ a. はい → 詳細リスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む
2.

検査指摘事項は、意図せず正の反応度が添加される運転操作（例えば、ヒューマンエラーによるホウ素の誤希釈、冷水注入、制御棒の誤操作、再循環ポンプ速度制御）に関するものか。

運用の明確化・最新の IMC0609
Appendix A□ a. はい → 附属書９へ進む(2020.11.30)の改□ b. いいえ → 次へ進む

訂を反映（被覆管の健全性の項目に3.

検査指摘事項は、運転員による反応度管理の失敗という結果になったものか（例えば、原子炉出力が制限値を超えている、又は運転員が運転中に反応度の変化を予測し、制御できない）。
5- 121 -

移動）

□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする
D.

消防隊

D.

消防隊

1.

検査指摘事項は、消防隊の訓練及び資格要件、又は要員の配置に関わるものか。

1.

検査指摘事項は、消防隊の訓練及び資格要件、又は要員の配置に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：□□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、そ□して当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。
□

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、そして当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。

消防隊の要員が不足していた全体の時間（暴露時間）は短かった（２時間未満であった）。

□

消防隊の要員が不足していた全体の時間（暴露時間）は短かった（２時間未満であった）。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする□ c. いいえ → 次へ進む

□ c. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：□

検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：

消防隊の対応時間は、その他の深層防護の要素により緩和された。
（区域の可燃物持込み制限を超□消防隊の対応時間は、その他の深層防護の要素により緩和された。
（区域の可燃物持込み制限を超過しなかった、火災検知システムが機能した、安全停止の代替手段が影響を受けなかったなどの要過しなかった、火災検知システムが機能した、安全停止の代替手段が影響を受けなかったなどの要

素）

素）

□

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関するものであった。

□

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関するものであった。

□

事業者は、適切な火災防護補完措置を整備していた。

□

事業者は、適切な火災防護補完措置を整備していた。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする□ c. いいえ → 次へ進む

□ c. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：

検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか。

□ a. はい → 以下の項目が１つ以上該当するかチェックする：□

劣化した火災バリアはなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

□

劣化した火災バリアはなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。

□

消火器又は消火ホースが所在不明となった時間は短く、ほかの消火器又は消火ホース格納庫が近□消火器又は消火ホースが所在不明となった時間は短く、ほかの消火器又は消火ホース格納庫が近くにあった。

くにあった。

□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする□ c. D.1.a、D.2.a または D.3.a の下のボックスのいずれにも該当しない□ b. 上記の項目のうち少なくとも１つが該当する → 「緑」とする→ 附属書９へ進む。

□ c. D.1.a、D.2.a または D.3.a の下のボックスのいずれにも該当しない → 附属書９へ進む。

6- 122 -

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙３ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問
運用の明確化

A. 燃料被覆管の健全性

・最新の IMC0609
Appendix A

1.

検査指摘事項は、意図せず正の反応度が添加される運転操作（例えば、ヒューマンエラーによるホウ(2020.11.30)の改

素の誤希釈、冷水注入、制御棒の誤操作、再循環ポンプ速度制御）に関するものか。

訂を反映（被覆管の健全性の項目に□ a. はい → 附属書９へ進む

移動）□ b. いいえ → 次へ進む
2.

検査指摘事項は、被覆管の健全性を脅かすような運転員による反応度管理の失敗という結果になったものか（例えば、原子炉出力が制限値を超えている、運転員が運転中に反応度の変化を予測し、制御できない）。
□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 次へ進む
3.

検査指摘事項は、被覆管の健全性を脅かすような異物管理の失敗又は冷却材の水質管理の失敗という結果になったものか（例えば、ルースパーツ）。
□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 次へ進む
4.

検査指摘事項は、放射性物質の放出となるような燃料取り扱いの不備、燃料集合体の落下、燃料集合体の誤配置、炉心や燃料装荷ルート内でのクレーン操作が元となって、被覆管の健全性を脅かすようなものか。
□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする

B. 原子炉冷却材系統（RCS）バウンダリ

A. 原子炉冷却材系統（RCS）バウンダリ（例えば、加圧熱衝撃問題）

運用の明確化・最新の IMC0609

検査指摘事項は、原子炉圧力容器破損の防護に関する規制要求に対し、潜在的な不適合を有しているか。
（例□ RCS バウンダリに該当する場合は、詳細なリスク評価部へ進む

Appendix A

えば、圧力―温度の制限、加圧熱衝撃問題）(2020.11.30)の改□ a. はい → 附属書９へ進む

訂を反映。

□ b. いいえ → 「緑」とする

C.

原子炉格納容器の閉じ込め

B.

原子炉格納容器の閉じ込め運用の明確化・最新の IMC0609

1.

検査指摘事項は、原子炉格納容器における実際の貫通部、開口部（バルブ又はエアロック等）格納容器

1.

検査指摘事項は、原子炉格納容器における貫通部、開口部（バルブ又はエアロック等）格納容器隔離シ
7- 123 -

Appendix A

隔離システム（論理回路と計装）の故障、格納容器内圧管理設備(耐圧強化ベント含む)の故障及び格納容器

ステム（論理回路と計装）及び格納容器熱除去設備に関するものか。

熱除去設備の故障に関するものか。

(2020.11.30)の改訂を反映。

□ a. はい → 附属書７へ進む□ a. はい → 附属書７へ進む□ b. いいえ 次へ進む

□ b. いいえ 次へ進む
運用の明確化2.

検査指摘事項は、原子炉格納容器内の水素イグナイター等の実際の水素対策設備の機能低下を含むか。 2.

検査指摘事項は、原子炉格納容器内の水素イグナイター等の水素対策設備の機能低下を含むか。

・最新の IMC0609
Appendix A□ a. はい → 附属書７へ進む□ a. はい → 附属書７へ進む(2020.11.30)の改□ b. いいえ →「緑」とする□ b. いいえ →「緑」とする

訂を反映。

D.

制御室、補助建屋、原子炉建屋又は使用済燃料プール建屋

C.

1.

検査指摘事項は、制御室、補助建屋、原子炉建屋、使用済燃料プール建屋又は非常用ガス処理系統（BWR） 1.

制御室、補助建屋、原子炉建屋又は使用済燃料プール建屋
検査指摘事項は、制御室、補助建屋、原子炉建屋、使用済燃料プール建屋又は非常用ガス処理系統（BWR）の放射線バリア機能の劣化のみを示しているか。

の放射線バリア機能の劣化のみを示しているか。

□ a. はい →「緑」とする□ a. はい →「緑」とする□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

2.

検査指摘事項は、煙または有毒ガスに対する制御室のバリア機能の低下を示しているか。

検査指摘事項は、煙または有毒ガスに対する制御室のバリア機能の低下を示しているか。

□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

D.

使用済燃料プール（SFP）

D.

1.

検査指摘事項は、使用済燃料プールの温度が、保安規定の運転上の制限に定める制限値を超過するよう 1.

使用済燃料プール（SFP）
検査指摘事項は、使用済燃料プールの温度が、保安規定の運転上の制限に定める制限値を超過するような使用済燃料プールからの崩壊熱除去機能に悪影響を及ぼすか。

な使用済燃料プールからの崩壊熱除去機能に悪影響を及ぼすか。

□ a. はい → 附属書９へ進む□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

検査指摘事項は、燃料取り扱いミス、燃料集合体の落下、キャスクの落下又は SFP 上のクレーン操作が 2.

検査指摘事項は、燃料取り扱いミス、燃料集合体の落下、キャスクの落下又は SFP 上のクレーン操作が元となって、燃料被覆管が機械的損傷を起こし、有意な放射性核種の放出を引き起すようなものか。

元となって、燃料被覆管が機械的損傷を起こし、有意な放射性核種の放出を引き起すようなものか。

□ a. はい → 附属書９へ進む（適用可能な場合は附属書３を参照）□ a. はい → 附属書９へ進む（適用可能な場合は附属書３を参照）□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

3.

3.

検査指摘事項は、保安規定の運転上の制限に定める水位の制限値を下回るような使用済燃料プール水の減少をもたらすか。

検査指摘事項は、保安規定の運転上の制限に定める水位の制限値を下回るような使用済燃料プール水の減少をもたらすか。
8- 124 -

□ a. はい → 附属書９へ進む□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

4.

4.

検査指摘事項は、SFP 中性子吸収材、燃料集合体配置ミス（すなわち、燃料装荷パターンエラー）又は検査指摘事項は、SFP 中性子吸収材、燃料集合体配置ミス（すなわち、燃料装荷パターンエラー）又はホウ素濃度（PWR のみ）に影響を与えるか。

ホウ素濃度（PWR のみ）に影響を与えるか。

□ a. はい → 附属書９へ進む□ a. はい → 附属書９へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問

別紙４ 外部事象のスクリーニングに関する質問

1. 機器又は安全機能が、完全に故障した又は利用不能であると仮定した場合、以下の３つの状態のいずれ 1. 機器又は安全機能が、完全に故障した又は利用不能であると仮定した場合、以下の３つの状態のいずれかに該当するか。

かに該当するか。

外部事象の発生中において、影響緩和として意図されていた機器又は機能そのものが喪失したことは、外部事象の発生中において、影響緩和として意図されていた機器又は機能そのものが喪失したことは、・プラントトリップまたは起因事象を引き起こし得る。

・プラントトリップまたは起因事象を引き起こし得る。

・複数から成るトレインの系統又は機能のうちの２つ以上のトレインを劣化させ得る。

・複数から成るトレインの系統又は機能のうちの２つ以上のトレインを劣化させ得る。

・リスク上重要な系統又は機能をサポートする系統の１つ以上のトレインを劣化させ得る。

・リスク上重要な系統又は機能をサポートする系統の１つ以上のトレインを劣化させ得る。

□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 次へ進む

□ b. いいえ → 次へ進む

2.

検査指摘事項は、事業者が PRA や類似の分析で特定した、外部事象による炉心損傷事故シーケンス（す 2.

検査指摘事項は、事業者が PRA や類似の分析で特定した、外部事象による炉心損傷事故シーケンス（すなわち、地震、溢水又は悪天候事象によって発生）に寄与する安全機能の全喪失を含むか。

なわち、地震、溢水又は悪天候事象によって発生）に寄与する安全機能の全喪失を含むか。

□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ a. はい → 詳細なリスク評価へ進む□ b. いいえ → 「緑」とする□ b. いいえ → 「緑」とする

9- 125 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書３
従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 126 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書３

附属書３

従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド

従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書３_r02)(GI0007_附属書３_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課目

次目

1 適用範囲 ...................................................................... 3

2 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価 ............................. 3

2 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価 ............................. 3

2.1 平均集団線量の評価 .......................................................... 3

2.1 平均集団線量の評価 .......................................................... 3

2.2 作業活動における集団線量の評価 ............................................... 3

2.2 作業活動における集団線量の評価 ............................................... 3

3 放射線被ばく管理の安全重要度評価 ............................................... 3

3 放射線被ばく管理の安全重要度評価 ............................................... 3

3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価 ............................................. 3

3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価 ............................................. 33.2 線量限度超過の可能性における評価 ............................................. 43.2 線量限度超過の可能性における評価 ............................................. 43.3 線量の評価能力に関する評価 ................................................... 43.3 線量の評価能力に関する評価 ................................................... 4

1 適用範囲1 適用範囲ち、従業員（放射線業務従事者及び放射線業務従事者以外の者で原子力施設に立ち入る者をいう。以下同じ。）に対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。
事業者は従業員の放射線安全について、合理的に達成可能な限り低い被ばく線量を達成するために、法令等により放射線防護を行うことが要求されている。
原子力規制検査においては、事業者が従業員の被ばくを低減するために行う適切な対策の実施状況又は被ばくを低減する可能性のある方法の使用状況について事業者のパフォーマンスを検査する。その改正に伴う修正次

1 適用範囲 ...................................................................... 3

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のう

改正理由

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、従業員に対する放射線防護に関する重要度の評価に適用する。
事業者は従業員の放射線安全について、合理的に達成可能な限り低い従業員の被ばく線量を達成するために、法令等により放射線防護を行うことが要求されている。
原子力規制検査においては、事業者が従業員の被ばくを低減するために行う適切な対策の実施状況又は被ばくを低減する可能性のある方法の使用状況について事業者のパフォーマンスを検査する。その運用の明確化・放射線業務従事者以外の一時的立入者の被ばく時も安全重要度評価が行えることの明確化

際、検査指摘事項が確認された場合には本附属書により安全重要度の評価を行う。

際、検査指摘事項が確認された場合には本附属書により安全重要度の評価を行う。
なお、核燃料施設等の安全重要度評価に本ガイドを適用する場合は、「緑」を「追加対応なし」、「白」以上を「追加対応あり」と読み替える。
記載の適正化
2 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価
2.1 平均集団線量の評価（別紙１参照）

2 放射線被ばく線量低減活動（ALARA）の安全重要度評価
2.1 平均集団線量の評価（別紙１参照）

2- 127 -

・核燃料施設等の対応が可能となる

(1) 安全重要度評価に当たっては、まず事業者の直近の過去３年の平均集団線量と、過去 10 年間(1) 安全重要度評価に当たっては、まず事業者の直近の過去３年の平均集団線量と、過去 10 年間（1999 年～2008 年）における１基当たりの年間集団線量（中央値）の平均値と比較し、事業者の（1999 年～2008 年）における１基当たりの年間集団線量（中央値）の平均値と比較し、事業者の全体的な ALARA のパフォーマンスを評価する。

全体的な ALARA のパフォーマンスを評価する。

(2) 当該過去３年の平均集団線量が、PWR について 1.07 人・Sv/基又は BWR について 1.22 人・Sv/基(2) 当該過去３年の平均集団線量が、PWR について 1.07 人・Sv/基又は BWR について 1.22 人・Sv/基を下回る場合には、安全重要度は「緑」と評価する。この数値を超える場合には、次のステップにを下回る場合には、安全重要度は「緑」と評価する。この数値を超える場合には、次のステップに

進む。

進む。

2.2 作業活動における集団線量の評価(1) ALARA 計画又は作業管理のために関連業務をグループ化した作業活動における実際の集団線量を基に評価を行う。この作業活動における実際の集団線量が、0.25 人・Sv を超える場合には、基に評価を行う。この作業活動における実際の集団線量が、0.25 人・Sv を超える場合には、「白」と評価する。作業活動における実際の集団線量が 0.25 人･Sv 以下の場合には、次のステップ「白」と評価する。作業活動における実際の集団線量が 0.25 人･Sv 以下の場合には、次のステップ

に進む。

に進む。

(2) 評価期間中（過去２年）、実際の集団線量が 0.05 人･Sv を超え、かつ計画された線量の 50％を

(2) 評価期間中（過去２年）、実際の集団線量が 0.05 人･Sv を超え、かつ計画された線量の 50％を超える作業活動の件数が５件を超える場合には、「白」、４件以下の場合は「緑」と評価する。

超える作業活動の件数が５件を超える場合には、「白」、４件以下の場合は「緑」と評価する。

(3) なお、評価に当たっては、恣意的に作業活動を分割していないか、前例や作業の状況等を踏まえ(3) なお、評価に当たっては、恣意的に作業活動を分割していないか、前例や作業の状況等を踏まえ

3 放射線被ばく管理の安全重要度評価

事業者が適切に作業活動を設定しているか留意する。
3 放射線被ばく管理の安全重要度評価

3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価

3.1 線量限度及び等価線量の超過の評価(1) 放射線業務従事者の被ばく（新設）

被ばく管理等が不適切であったため、法令に定める放射線業務従事者の線量限度を超過した場合
は、安全重要度は最低でも「白」と評価される。

記。

2.2 作業活動における集団線量の評価(1) ALARA 計画又は作業管理のために関連業務をグループ化した作業活動における実際の集団線量を事業者が適切に作業活動を設定しているか留意する。

よう読み替えを追従業員の被ばく管理等が不適切であったため、法令に定める線量限度を超過した場合は、安全重要度は最低でも「白」と評価される。

運用の明確化・放射線業務従事者以外の一時的立入者の被ばく時も(ア)「白」と判断(1)「白」と判断

安全重要度評価がa. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超えたが、その限度の２倍

a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超えたが、その限度の２倍以下である場合（管理区域内における高い放射線量又は汚染により特別措置が必要な区域（以下以下である場合（管理区域内における高い放射線量又は汚染により特別措置が必要な区域（以下化「高放射線汚染区域」という。）を除く。）「高放射線汚染区域」という。）を除く。）

記載の適正化b. 皮膚の被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度を超えたが、その５倍以下である場合(イ)「黄」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の２倍を超えたが、その限度の５倍以下である場合
b. 高放射線汚染区域において、法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）
を超えたが、その限度の２倍以下である場合
c. 皮膚被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度の５倍を超える場合(ウ)「赤」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の５倍を超える場合

b. 皮膚の被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度を超えたが、その５倍以下である場合(2)「黄」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の２倍を超えたが、その限度の５倍以下である場合
b. 高放射線汚染区域において、法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）
を超えたが、その限度の２倍以下である場合
c. 皮膚被ばくに関しては、法令に定める等価線量限度の５倍を超える場合(3)「赤」と判断
a. 法令に定める線量限度又は等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）の５倍を超える場合

3- 128 -

行えることの明確

(2)放射線業務従事者以外の者で原子力施設に立ち入る者の被ばく(新設)

被ばく管理が不適切であったため、法令等に定める一時的立入者の測定に係る線量を超過したま
たはそのおそれがある場合は、安全重要度は最低でも「白」と評価される。

運用の明確化・放射線業務従事(ア)「白」と判断

者以外の一時的立

a.実効線量が「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成 12 年 10 月 23 日 科学技術庁入者の被ばく時も告示第 5 号）」に定める一時的立入者の測定に係る線量(100 マイクロシーベルト) を超え、1 ミリ

安全重要度評価がシーベルト以下であるまたはそのおそれがある場合行えることの明確化（しきい値は一(イ)「黄」と判断

時的立入者の被ばa.被ばくによる実効線量が 1 ミリシーベルトを超え、５ミリシーベルト以下であるまたはそのおそく測定不要値、これがある場合の評価では、実際に被ばくした場合(ウ) 「赤」と判断とともに、被ばく

a.被ばくによる実効線量が５ミリシーベルトを超えるまたはそのおそれがある場合のおそれがある場合も適用範囲内と3.2 線量限度超過の可能性における評価

3.2 線量限度超過の可能性における評価した。）

放射線業務従事者の被ばくについて、結果的に法令に定める線量限度及び等価線量限度を超えなく従業員の被ばくについて、結果的に法令に定める線量限度及び等価線量限度を超えなくとも、超え

とも、超える可能性があった場合は、安全重要度が高いと判断される場合がある。事業者が状況に応る可能性があった場合は、安全重要度が高いと判断される場合がある。事業者が状況に応じて線量限運用の明確化

じて線量限度を超えないよう十分な管理を実施したかという問題であり、評価に当たっては以下につ度を超えないよう十分な管理を実施したかという問題であり、評価に当たっては以下について考慮す

・放射線業務従事いて考慮する。

る。

者以外の一時的立〇時 間：被ばく時間が相当程度長くなる可能性があったか〇時 間：被ばく時間が相当程度長くなる可能性があったか入者の被ばく時も〇放射線源強度：放射線源がかなり強い可能性があったか〇放射線源強度：放射線源がかなり強い可能性があったか

安全重要度評価が〇距 離：放射線業務従事者が、放射線源に近づく可能性があったか〇距 離：従業員が、放射線源に近づく可能性があったか行えることの明確〇遮へい：意図しない遮へい（例えば、線源を遮っている機器類）が取り除かれる可能性があった〇遮へい：意図しない遮へい（例えば、線源を遮っている機器類）が取り除かれる可能性があった

化（線量限度超過かか可能性は既に
3.2(2)で評価済み

実際の安全重要度評価においては、皮膚の等価線量限度を超過する可能性があった場合は「緑」と実際の安全重要度評価においては、皮膚の等価線量限度を超過する可能性があった場合は「緑」とのため、3.2 は放判断する。その他の線量限度及び等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超過する可能性があった場判断する。その他の線量限度及び等価線量限度（皮膚被ばくを除く。）を超過する可能性があった場

射線業務従事者に合は「白」、高放射線汚染区域における線量超過の可能性があった場合は「黄」と判断する。

合は「白」、高放射線汚染区域における線量超過の可能性があった場合は「黄」と判断する。

限定）

3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価

3.3 線量の評価能力に関する安全重要度評価

線量計の故障又は線量計の校正が不適切であった、線量の評価が適切にできなかった及び線量の記

線量計の故障又は線量計の校正が不適切であった、線量の評価が適切にできなかった及び線量の記録が適切にできなかったなど、放射線監視及び従業員に対する放射線測定が適切に実施されず、事業録が適切にできなかったなど、放射線監視及び従業員に対する放射線測定が適切に実施されず、事業者の総合的な線量評価能力が不十分と判断される場合は「白」と評価される。

者の総合的な線量評価能力が不十分と判断される場合は「白」と評価される。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

改正の概要
施行

備考

改正

改正日

０

2020/04/01

4- 129 -

改正の概要
施行

備考

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）成に見直し（附属書１～９）○運用の明確化○運用の明確化①線量の評価能力に関する重要度評価につ①線量の評価能力に関する重要度評価について、個別の不備ではなく、事業者の総いて、個別の不備ではなく、事業者の総合的な線量評価能力を評価する項目であ

合的な線量評価能力を評価する項目であることを明記（附属書３ 3.3 線量の評ることを明記（附属書３ 3.3 線量の評

価能力に関する安全重要度評価）

価能力に関する安全重要度評価）○記載の適正化○記載の適正化

２

改正に伴う修正別紙１ 実用発電用原子炉施設１基当たりの集団線量の推移＜BWR＞

別紙１ 実用発電用原子炉施設１基当たりの集団線量の推移（人・Sv/基）

最大値
最小値
平均値
中央値

1999
5.31
0.49
2.14
0.87

2000
4.64
0.30
1.96
0.95

2001
3.26
0.51
1.68
1.17

2002
4.12
0.18
2.10
1.56

2003
5.47
0.19
2.38
2.21

2004
8.65
0.04
1.58
1.14

2005
5.91
0.02
1.39
0.72

＜BWR＞

2006
4.53
0.00
1.33
1.32

2007
4.59
0.06
1.47
1.09

2008
4.62
0.09
1.45
1.17

（人・Sv/基）

最大値
最小値
平均値
中央値

1999
5.31
0.49
2.14
0.87

2000
4.64
0.30
1.96
0.95

2001
3.26
0.51
1.68
1.17

2002
4.12
0.18
2.10
1.56

2003
5.47
0.19
2.38
2.21

2004
8.65
0.04
1.58
1.14

2005
5.91
0.02
1.39
0.72

2006
4.53
0.00
1.33
1.32

2007
4.59
0.06
1.47
1.09

2008
4.62
0.09
1.45
1.17

12

12

10

11

9

10

8

最大

日本のBWR年間集団線量

97

集団線量(人・Sv/基)集団線量(人・Sv/基)最大

日本のBWR年間集団線量

11

最小

6
5
4
3

2
1

8
7

最小

6
5
4
3

2

0
1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

1
0
1990

1991

1992

1993

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて（平成２３年１月

2000
1.42
0.51
1.03
1.21

2001
1.72
0.69
1.27
1.27

2002
1.27
0.30
1.00
1.02

2003
1.84
0.65
1.07
0.93

2004
3.66
0.34
1.25
1.01

2005
1.59
0.22
0.97
0.91

2006
2.24
0.33
1.09
1.03

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2008
3.27
0.69
1.57
1.52

2003

2004

2005

2006

2007

2008

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

＜PWR＞

2007
2.80
0.63
1.35
0.82

2002

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて（平成２３年１月（人・Sv/基）

1999
1.57
0.32
1.02
0.96

1995

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

＜PWR＞

最大値
最小値
平均値
中央値

1994

（人・Sv/基）

最大値
最小値
平均値
中央値

1999
1.57
0.32
1.02
0.96

5

- 130 -

2000
1.42
0.51
1.03
1.21

2001
1.72
0.69
1.27
1.27

2002
1.27
0.30
1.00
1.02

2003
1.84
0.65
1.07
0.93

2004
3.66
0.34
1.25
1.01

2005
1.59
0.22
0.97
0.91

2006
2.24
0.33
1.09
1.03

2007
2.80
0.63
1.35
0.82

2008
3.27
0.69
1.57
1.52

12

最大

10

9

9

8
7

日本のPWR年間集団線量1110

集団線量(人・Sv/基)集団線量(人・Sv/基)12

日本のPWR年間集団線量

11

最小

6
5
4
3

最大

8
7

最小

6
5
4
3
2

2

1

1

0

0
1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

1990

1991

1992

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて（平成２３年１月

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

出典：我が国の実用発電用原子炉施設の集団線量の現状と低減化に向けて総合資源エネルギー調査会）を基に作成（平成２３年１月

別紙２ 安全重要度評価のフロー図
１． 放射線業務従事者の被ばくに関する場合

1993

総合資源エネルギー調査会）を基に作成

別紙２ 安全重要度評価のフロー図（新規）運用の明確化・放射線業務従事者以外の一時的立入者の被ばく時も安全重要度評価が行えることの明確
化

6- 131 -

２．放射線業務従事者以外の者で原子力施設に立ち入る者の被ばくに関する場合（新規）運用の明確化・放射線業務従事者以外の一時的立入者の被ばく時も安全重要度評価が行えることの明確
化

7- 132 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書５
火災防護に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 133 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書５

附属書５

火災防護に関する重要度評価ガイド

火災防護に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書５_r02)(GI0007_附属書５_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 適用範囲 ................................................................... 3

1 適用範囲 ................................................................... 32 安全重要度評価の手順........................................................ 32 安全重要度評価の手順........................................................ 33 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ１）................................ 33 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ１）................................ 3

3.1 概要 ..................................................................... 3

3.1 概要 ..................................................................... 3

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング ............................................... 5

3.2 フェーズ 1 のスクリーニング ............................................... 54 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ２） .............................. 124 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ２） .............................. 124.1 概要 .................................................................... 124.1 概要 .................................................................... 12

4.2 定量評価の位置付け ...................................................... 12

4.2 定量評価の位置付け ...................................................... 12

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価） ............................ 12

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価） ............................ 12

添付１ 火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート .......................... 22

添付１ 火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート .......................... 22

添付２ 劣化評価指針 .......................................................... 28

添付２ 劣化評価指針 .......................................................... 28

1 適用範囲1 適用範囲

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、火災防護における深層防護に係る事業者のパフォーマンス劣化に関する安全重要度の評価に適用する。火
災防護における深層防護とは、具体的に以下の要素である。

本附属書は、原子力規制検査において特定された安全重要度評価の対象となった検査指摘事項のうち、火災防護における深層防護に係る事業者のパフォーマンス劣化に関する安全重要度の評価に適用する。火
災防護における深層防護とは、具体的に以下の要素である。

•••

火災の発生を防止すること
火災を早期に感知して速やかに消火すること
火災が速やかに鎮火しない場合、安全停止するための原子炉の機能を防護すること

2 安全重要度評価の手順
火災防護に関する安全重要度評価は、フェーズ１とフェーズ２からなる。

•••

火災の発生を防止すること
火災を早期に感知して速やかに消火すること
火災が速やかに鎮火しない場合、安全停止するための原子炉の機能を防護すること

2 安全重要度評価の手順
火災防護に関する安全重要度評価は、フェーズ１とフェーズ２からなる。

フェーズ１では、検査指摘事項の初期の特徴付けを行うため定性的な評価を実施し、非常に低い安全重要
フェーズ１では、検査指摘事項の初期の特徴付けを行うため定性的な評価を実施し、非常に低い安全重要度（緑）に相当する可能性がある火災に係る検査指摘事項を選別する。フェーズ１のスクリーニング結果が 度（緑）に相当する可能性がある火災に係る検査指摘事項を選別する。フェーズ１のスクリーニング結果が「緑」と判断されない場合、評価プロセスはフェーズ２へと続く。
「緑」と判断されない場合、評価プロセスはフェーズ２へと続く。
2- 134 -

改正理由

改正に伴う修正フェーズ２では、火災確率論的リスク評価（PRA）が活用できるまでの間、内部事象レベル１PRA の情報
フェーズ２では、火災確率論的リスク評価（PRA）が活用できるまでの間、内部事象レベル１PRA の情報を用いた定量的な手法に基づき安全重要度評価を行う。
を用いた定量的な手法に基づき安全重要度評価を行う。
3 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ１）

3 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ１）

3.1 概要3.1 概要フェーズ１では、原子力検査官が非常に低い安全重要度（緑）の検査指摘事項を特定するためにスクリ

フェーズ１では、原子力検査官が非常に低い安全重要度（緑）の検査指摘事項を特定するためにスクリーニングを行う。検査指摘事項のスクリーニングにより、「緑」であると判定した場合には、フェーズ２

ーニングを行う。検査指摘事項のスクリーニングにより、「緑」であると判定した場合には、フェーズ２の評価を行わない。フェーズ１のスクリーニングにより「緑」と評価できない場合にはフェーズ２へ進の評価を行わない。フェーズ１のスクリーニングにより「緑」と評価できない場合にはフェーズ２へ進

み、さらに安全重要度の評価を行う。

み、さらに安全重要度の評価を行う。
運用の明確化

図１に示すように、フェーズ１は４段階で構成される。検査指摘事項は、まず、特徴付けされ（ステッ図１に示すように、フェーズ１は４段階で構成される。検査指摘事項は、まず、特徴付けされ（ステップ 1.1）、劣化が見つかった火災防護プログラムの要素に基づき区分化される（ステップ 1.2）
。次に、当

プ 1.1）、劣化が見つかった火災防護プログラムの要素に基づき区分化される（ステップ 1.2）
。次に、当該検査指摘事項について劣化の高低が添付２の劣化評価指針に基づき判定され、低劣化の検査指摘事項

該検査指摘事項について劣化評価が低いものであるか否かが判定評価され、劣化評価の低い検査指摘事は緑に選別される（ステップ 1.3）
。検査指摘事項が高劣化又は劣化評価指針では評価できない場合は、

項は緑に選別される（ステップ 1.3）。検査指摘事項の劣化評価が低くない場合は、次のステップ（ステ次のステップ（ステップ 1.4）において、ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項の区分に基づき一連のップ 1.4）において、ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項の区分に基づき一連の定性的質問を用いて定性的質問を用いて当該検査指摘事項のスクリーニングを行う。

当該検査指摘事項のスクリーニングを行う。

・劣化評価指針を用いて、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評
価の高低を判断する運用の明確化（劣化評価指針で評価できない時はステップ 1.1

ステップ 1.2

指摘事項の文書化

ステップ 1.1

指摘事項の区分に分類

ステップ 1.3

ステップ 1.2

YES

以下８区分の定性的な質問
1.4.1 火災予防と運営管理
1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.3 消火用水供給
1.4.4 火災の影響軽減
1.4.5 手動消火
1.4.6 局部ケーブル又は機器の防護
1.4.7 火災後の安全停止
1.4.8 中央制御室火災

ステップ 1.4

YES

軽度の劣化か？

以下８区分の定性的な質問
1.4.1 火災予防と運営管理
1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.3 消火用水供給
1.4.4 火災の影響軽減
1.4.5 手動消火
1.4.6 局部ケーブル又は機器の防護
1.4.7 火災後の安全停止
1.4.8 中央制御室火災

YES

定性的な質問で緑と判断できるか？

フェーズ２へむことを明確化）

指摘事項の区分に分類

ステップ 1.3

軽度の劣化か？

ステップ 1.4 に進指摘事項の文書化

緑ステップ 1.4
定性的な質問で緑と判断できるか？

フェーズ２へ3- 135 -YES緑

図１ フェーズ１のフローチャート
3.2 フェーズ１のスクリーニング

図１ フェーズ１のフローチャート
3.2 フェーズ１のスクリーニング

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ１では、非常に低い安全重要度「緑」の検査指摘事項を選

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ１では、非常に低い安全重要度「緑」の検査指摘事項を選別する。この定性的スクリーニング方法は、検査指摘事項で事業者のパフォーマンス劣化が明記され、別する。この定性的スクリーニング方法は、検査指摘事項で事業者のパフォーマンス劣化が明記され、「GI0008「GI0008

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により軽微を超えると判断されたときに開始される。

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド」により軽微を超えると判断されたときに開始される。

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ１のスクリーニングに関しては、添付１のワークシート

火災防護に関する安全重要度評価のフェーズ１のスクリーニングに関しては、添付１のワークシート

を参照すること。

を参照すること。

ステップ 1.1：検査指摘事項の概要を記載

ステップ 1.1：検査指摘事項の概要を記載

検査指摘事項の概要を添付１ワークシートに記載する。

検査指摘事項の概要を添付１ワークシートに記載する。

ステップ 1.2：検査指摘事項の区分を指定

ステップ 1.2：検査指摘事項の区分を指定

以下の表に定める指針を用い、検査指摘事項を最も適した指摘事項区分に分類する。検査指摘事項は１
つの区分にのみ分類することができる。分類した検査指摘事項の区分を添付１に記録する。

以下の表に定める指針を用い、検査指摘事項を最も適した指摘事項区分に分類する。検査指摘事項は１
つの区分にのみ分類することができる。分類した検査指摘事項の区分を添付１に記録する。

表１ 火災防護における検査指摘事項の区分
指摘事項の区分
1.4.1 火災予防と運営管理

1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設
備

1.4.3 消火用水供給

各区分において適用される要素⚫

施設の可燃性材料を管理するプログラム⚫

表１ 火災防護における検査指摘事項の区分
指摘事項の区分
1.4.1 火災予防と運営管理

各区分において適用される要素⚫

施設の可燃性材料を管理するプログラム

作業許可に関するプログラム等、その他運営に関するプログラム⚫

作業許可に関するプログラム等、その他運営に関するプログラム⚫

火気使用作業時における火災監視⚫

火気使用作業時における火災監視⚫

定期的な火災監視⚫

定期的な火災監視⚫

防火訓練等の訓練プログラム⚫

防火訓練等の訓練プログラム⚫

自動火災検出システム⚫

自動火災検出システム⚫

火災消火システム（自動又は固定）⚫

火災消火システム（自動又は固定）⚫

自動火災防護システムの停止や代替措置として取り付けられた火
災報知器⚫

自動火災防護システムの停止や代替措置として取り付けられた火
災報知器

⚫

消火ポンプ

⚫

消火ポンプ

⚫

構内の配管

⚫

構内の配管

⚫

水源

⚫

水源

1.4.2 自動火災報知設備及び固定消火設
備

1.4.3 消火用水供給

4- 136 -

1.4.4
減

火災の影響軽1.4.5 手動消火

1.4.6 局所的なケー
ブル又は機器の防護

1.4.7
停止

1.4.8
災

火災後の安全

中央制御室火⚫

火災区域と他の火災区域を隔離する火災障壁

⚫

1.4.4
減

火災の影響軽⚫

火災区域と他の火災区域を隔離する火災障壁

貫通部シール⚫

貫通部シール⚫

ウォーターカーテン⚫

ウォーターカーテン⚫

火災又は煙ダンパー⚫

火災又は煙ダンパー

⚫

防火扉

⚫

防火扉

⚫

空間的な隔離等⚫

空間的な隔離等⚫

消防ホース又は消火器⚫

消防ホース又は消火器⚫

火災事前計画⚫

火災事前計画⚫

ケーブル、トレイ又は機器の火災・熱防護用の物理障壁⚫

ケーブル、トレイ又は機器の火災・熱防護用の物理障壁⚫

ケーブルの防火シート等⚫

ケーブルの防火シート等⚫

機器・ケーブル防護用の放射熱遮蔽⚫

機器・ケーブル防護用の放射熱遮蔽⚫

火災後の安全停止に必要とされるシステム及び機能⚫

火災後の安全停止に必要とされるシステム及び機能⚫

火災後の施設応答手順⚫

火災後の施設応答手順⚫

火災後の運転員の操作⚫

火災後の運転員の操作⚫

回路故障モードと影響（誤作動など）⚫

回路故障モードと影響（誤作動など）⚫

中央制御室内の火災で、居住性、機器、運転に影響⚫

中央制御室内の火災で、居住性、機器、運転に影響ステップ 1.3：低劣化
添付２の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付１にその判断に至った根拠

1.4.5 手動消火

1.4.6 局所的なケー
ブル又は機器の防護

1.4.7
停止

1.4.8
災

火災後の安全

中央制御室火ステップ 1.3：低劣化
添付２の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付１にその判断に至った根拠を説明する。

を説明する。

1.3.1-A 質問：添付２の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

1.3.1-A 質問：添付２の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

ステップ 1.4：検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、ステップ 1.4：検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下８つの検査指摘事項区分それぞれにスクリーニング 非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下８つの検査指摘事項区分それぞれにスクリーニング
質問が設定する。
•

火災の発火予防

質問が設定する。
•

1.4.1. 火災予防と運営管理•発生した火災の迅速な検知及び消火
1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

火災の発火予防
1.4.1. 火災予防と運営管理•発生した火災の迅速な検知及び消火
1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備
5- 137 -

•

1.4.3. 消火用水供給

1.4.3. 消火用水供給

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.5. 手動消火

1.4.5. 手動消火

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護•

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.8. 中央制御室火災

1.4.8. 中央制御室火災

検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事

検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問 項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問
が最後の質問である場合には、フェーズ２に進む。添付１の○にチェックを入れることで各質問に回答すが最後の質問である場合には、フェーズ２に進む。添付１の○にチェックを入れることで各質問に回答する。添付１に選択した回答の論理的根拠を説明する。

る。添付１に選択した回答の論理的根拠を説明する。

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理

記載の適正化
1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の発生、火災感知の遅れ、又は認められた安全停止の手段に悪影響を 1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の可能性を高め、火災感知を遅らせ得るもの、又は認められた安全停 ・分かり易い表現
及ぼすようなこれまでの評価よりも重大な火災となる可能性を増加させるものか。
止の手段に悪影響を及ぼすようなこれまでに評価されていたよりもさらに重大な火災に至り とした○Yes－次の質問へ。

うるものか。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－次の質問へ。
○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備が十分に整った１つの区域に悪影響を及ぼす 1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った１つの区域に悪影響を及ぼすか。
か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

記載の適正化・主旨の明確化○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。
ステップ 1.4.2：自動火災感知設備及び固定消火設備
ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備
1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は固定消火システムは、安全停止上、重要な機器を保護するシステムの能力に悪影響を及ぼすか。
○Yes－フェーズ２へ。

1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護する 記載の適正化
・感知に表現を統ためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。
○Yes－フェーズ２へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

一○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
ステップ 1.4.3：消火用水供給
ステップ 1.4.3：消火用水供給
1.4.3-A 質問：安全停止上、重要な機器を保護するために十分な容量の消火水（必要圧力での流量）が施設内で最も厳しい場所においても確保されるか。

1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

記載の適正化・分かり易い表現とした○No－フェーズ２へ。
ステップ 1.4.4：火災の閉じ込め
1.4.4-A 質問：当該火災区域にある可燃物の量や安全停止上、重要な機器の位置を考慮しても、その火災閉
じ込め機能の劣化は、火災伝搬を防止するために十分な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝ステップ 1.4.4：火災の影響軽減
1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化によ 記載の適正化
り、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）を ・分かり易い表現搬の防止を含む）を維持し続けることができるか。

維持し続けることができるか。
6- 138 -とした

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

・質問は閉じ込め○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

に関しているので、整合を取った1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

・IMC 0609○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

Appendix F(以○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

下、IMC という。)に従い可燃物量を

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止上、重要な機器は

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設 追加設置されているか。

置されているか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉の閉止機能に影響しな 1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影かった場合、その防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するのか。

響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、仮に火災が１つの火災区域（火災発生区域）から別の火

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が１つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区

災区域（火災影響区域）に拡がったとした場合、火災影響区域では、認められた安全停止機能域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性に影響を与えるような設備が追加で損傷する可能性があるか。
（この設備には火災発生後の安があるか。

全停止に係わるものや、当該設備の機能喪失により安全停止(例えばプラントトリップ)への○Yes－次の質問へ。

要求に至るものも含む。
）○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

記載の適正化・分かり易い表現とした記載の適正化・分かり易い表現とした・IMC に従い表現を見直し○Yes－次の質問へ。
○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、その追加で損傷する設備は、火災閉じ込め機能の劣化による火災拡散によって影響を受けるほど、隣接する区画内の十分近い位置にあるか。
（例えば

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルな 記載の適正化
ど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近い ・「要素」は「機位置にあるか。

複数の火災区域を通るケーブル）○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
○Yes－フェーズ２へ。
ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、火気使用作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

見直し○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
○No－次の質問へ。
1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。
○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－フェーズ２へ。

1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、火気使用作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

○No－次の質問へ。

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、十分な自動又は手動消火設備により保護されているか？

IMC に従い表現をステップ 1.4.5：手動消火○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災発生前の火災防護計画に関連するか。

能」に表現を統一○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

記載の適正化・IMC に従い表現を見直し

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？ 記載の適正化
・誤記訂正○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。
7- 139 -

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止上、重要な機器が悪影響を受けな 1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない 記載の適正化
・分かり易い表現
いように代替の手動消火が利用できるか。
ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。
○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護
1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、十ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護
1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適分な火災の自動感知及び消火設備によって保護されているか。

切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、設記載の適正化・Adequate の訳を「十分な」に統一

1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標 記載の適正化

備に被害が及ぶ前に消火できる十分な自動火災感知設備及び耐火被覆によって防護されてい的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい

るか。

るか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止とした・「感知」に統一

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止

1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとな 1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなる照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

る照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

記載の適正化
1.4.7-B 質問：検査指摘事項による影響は、認められた安全停止に至る成功パスには必要とされない機器に 1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定される ・Credited は「認限定されるか。
か。
められた」に統○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、認められた安全停止に至る成功パスを用いて高温停止若しくは低温停止又 1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状は安定状態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災

一。
記載の適正化・分かり易い表現としたステップ 1.4.8：中央制御室火災

注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された２基以上の機器の誤動作（火災損傷による運転操作

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された２機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗

失敗等）に関わる場合、制御盤内の配線は認定された方法（民間規格）で配線されており、か等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

つこれらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

8- 140 -

記載の適正化・IMC に従い表現を見直し

1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない２基以上の機器の誤動作（火災損傷による運 1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない２機以上の機器の不具合に関わる場合、これ 記載の適正化
・IMC に従い表現
転操作失敗等）に関わる場合、これらの機器は隣接しない盤内に設置されているか。
らの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。
○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は１時間

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は１時間

以下か。

以下か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

4 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ２）
4.1 概要安全重要度評価において、火災 PRA が活用できるまでの間、火災の影響評価を事業者が作成した内部

4 火災防護に関する安全重要度評価（フェーズ２）
4.1 概要安全重要度評価において、火災 PRA が活用できるまでの間、火災の影響評価を事業者が作成した内部

事象レベル１PRA の情報を用いて、定量的に評価する。

事象レベル１PRA の情報を用いて、定量的に評価する。

4.2 定量評価の位置付け

4.2 定量評価の位置付け

火災及び火災防護設備を評価対象とする。つまり、火災により起因事象が発生し、又は発生する可能

火災及び火災防護設備を評価対象とする。つまり、火災により起因事象が発生し、又は発生する可能性が高くなった事象、及び火災の拡大防止の機能が劣化した事象を対象とする。

性が高くなった事象、及び火災の拡大防止の機能が劣化した事象を対象とする。

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価）

4.3 火災に関する事象のフェーズ２評価（定量評価）(1) 火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フロー
フェーズ２評価における火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フローを図２に示す。本全体概(1) 火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フロー
フェーズ２評価における火災の原因及び痕跡を発見した場合の評価フローを図２に示す。本全体概

念フローに示すように、まず個別事象の分類を行い、事象ごとに評価を実施する。

念フローに示すように、まず個別事象の分類を行い、事象ごとに評価を実施する。

(2)火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー(2)火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を現場で発見した場合、以下のフローで火災の影

火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を現場で発見した場合、以下のフローで火災の影響を評価する。図３に火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

響を評価する。図３に火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー

を示す。

を示す。

(3)複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価
複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フローを図４に示す。

(4)詳細評価
簡易評価において基準との比較により白以上と判断された事象、又は詳細な火災伝播解析が必要な事象については、詳細評価を実施する。詳細評価の評価フローを図５に示す。

(3)複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価
複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フローを図４に示す。

(4)詳細評価
簡易評価において基準との比較により白以上と判断された事象、又は詳細な火災伝播解析が必要な事象については、詳細評価を実施する。詳細評価の評価フローを図５に示す。
9- 141 -を見直し

(5)簡易火災影響評価ツールによる火災影響評価(5)簡易火災影響評価ツールによる火災影響評価

米国 NRC（アメリカ合衆国原子力規制委員会）で開発された簡易火災影響評価ツール（FDTS(Fire米国 NRC（アメリカ合衆国原子力規制委員会）で開発された簡易火災影響評価ツール（FDTS(Fire

Dynamics Tools））を用いた火災影響を実施する。以下の FDTs の入力データ例を図６に、計算結果例

Dynamics Tools））を用いた火災影響を実施する。以下の FDTs の入力データ例を図６に、計算結果例

を図７に示す。

を図７に示す。

(6)詳細火災伝播解析コードによる火災影響評価(6)詳細火災伝播解析コードによる火災影響評価

米国 NIST（アメリカ国立標準技術研究所）で開発された詳細火災伝播解析コード（FDS）を用い

米国 NIST（アメリカ国立標準技術研究所）で開発された詳細火災伝播解析コード（FDS）を用いた火災伝播解析を実施する。以下の FDS の解析結果モデル図を図８に、解析結果例を図９に示す。

た火災伝播解析を実施する。以下の FDS の解析結果モデル図を図８に、解析結果例を図９に示す。

ただし、本詳細解析モデルの作成には、詳細な設計条件が必要となる。

ただし、本詳細解析モデルの作成には、詳細な設計条件が必要となる。

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

改正の概要

備考

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化
改正に伴う修正２

10- 142 -

フェーズ 1 評価から（火災に関する事象）

個別事象はどれに分類可能か(*1)

原因フェーズ 1 評価から（火災に関する事象）

検知、影響軽減

個別事象はどれに分類可能か(*1)

原因

痕跡
火災発生の可能性が大きい原因を発見

火災の痕跡を発見

痕跡
火災検知及び火災の影
響軽減設備の評価フロ(*2)
痕跡から火災範囲を仮定

火災の発生と範囲を仮定

火災原因、痕跡は他の区画まで及んだか？

及ぶ

(*2)

ーへ（項目(2))

火災発生の可能性が大きい原因を発見

火災の痕跡を発見

痕跡から火災範囲を仮定

火災の発生と範囲を仮定

複数区画での評価へ

火災原因、痕跡は他の区画まで及んだか？

（項目(3))

及ぶ

起きない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト

複数区画での評価へ（項目(3))

起きないスクリーンアウト

起きる(*1) 個別事象が複数の場合、起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

簡易火災影響評価へ

ーへ（項目(2))

同一区画内で火災範囲内の全ての機器が機能喪失として評価

起きる

白以上

(*2)

及ばない

同一区画内で火災範囲内の全ての機器が機能喪失として評価

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

火災検知及び火災の影
響軽減設備の評価フロ

(*2)

及ばない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

検知、影響軽減

最も影響が大きい事象を
評価する。

緑

(*1) 個別事象が複数の場合、起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）(*2) 工事計画認可資料に記載されている図面情報又は現場確認により火災範囲

白以上を設定する。

簡易火災影響評価へ（次項へ)

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー（１／２）

最も影響が大きい事象を
評価する。

緑

(*2) 工事計画認可資料に記載されている図面情報又は現場確認により火災範囲を設定する。

（次項へ)

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー（１／２）

11- 143 -

簡易火災影響評価から

簡易火災影響評価から（前項から)（前項から)

区画情報から、簡易火災影響評価解析に必要な解析条件の設定

区画情報から、簡易火災影響評価解析(*3) 事業者から、火災が発生し(*3)に必要な解析条件の設定(*3) 事業者から、火災が発生し(*3)

た区画の火災に関する詳細なた区画の火災に関する詳細な情報（区画内の火災源、機器
S

情報（区画内の火災源、機器S

簡易火災影響評価ツール（FDT ）によ

配置、燃焼物等）の提供が必

簡易火災影響評価ツール（FDT ）によ

配置、燃焼物等）の提供が必る火災影響評価 （項目(5)参照）

要。

る火災影響評価 （項目(5)参照）

要。

火災により機能喪失する機器の選定喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

火災により機能喪失する機器の選定

起きない喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト

起きる

起きない
スクリーンアウト

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

緑

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー（２／２）

緑

図２ 火災の発生原因及び痕跡を現場で発見した場合の評価フロー（２／２）

12- 144 -

火災検知及び火災の影響軽減設備の評価フロー
から（項目(1)から)火災の影響軽減設備に影響を与える機器の劣化を発見

火災検知に影響を与える設備の劣化を発見

火災検知機能（煙検知、熱検
知、カメラ等）のうち、検知可能な設備が残っているか

火災検知及び火災の影響軽減設備の評価フロー
から（項目(1)から)残っている

スクリーンアウト
火災影響軽減機能（消火設備、延焼対策設備、防火壁、扉等）が喪失するか？

ない検知機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

火災の影響軽減設備に影響を与える機器の劣化を発見

火災検知に影響を与える設備の劣化を発見

火災検知機能（煙検知、熱検
知、カメラ等）のうち、検知可能な設備が残っているか

喪失しない

喪失

残っている

火災影響軽減機能（消火設備、延焼対策設備、防火壁、扉等）が喪失するか？

ない検知機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

影響軽減機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価

起きない

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起
きるか？

起きる

起きない

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

喪失しない

喪失

影響軽減機能の範囲内の機器が機能喪失したとして評価喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

スクリーンアウト緑

基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図３ 火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー緑図３ 火災の検知設備又は火災の影響軽減設備の劣化を発見した場合の評価フロー13- 145 -

複数の区画まで火災が影響を及ぼす場合

複数の区画まで火災が影響を及ぼす場合

複数区画内で火災範囲内の機器が機能喪失として評価

複数区画内で火災範囲内の機器が機能喪失として評価喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起きるか？

喪失した機器により、起因事
象の発生、緩和系の喪失が起
きるか？

起きない
スクリーンアウト

起きる

起きない
スクリーンアウト

起きる

起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮起因事象の発生、継続時間及び緩和系の機能喪失を仮定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

定して、内的レベル１の PRA の情報を用いて評価

緑基準との比較
（△CDF 及び CCDP）
白以上

白以上

詳細評価へ

詳細評価へ

（項目(4))（項目(4))

図４ 複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フロー

緑基準との比較
（△CDF 及び CCDP）

図４ 複数の区画まで火災が影響を及ぼした場合の評価フロー14- 146 -

詳細評価が必要な事象

区画情報から、詳細な火災影響評価解
析に必要な解析条件の設定(*4)

詳細火災伝播解析コード（FDS）による火災影響評価（項目(6)参照）

詳細評価が必要な事象(*4) 事業者から、火災が発生し区画情報から、詳細な火災影響評価解た区画の火災に関する詳細な析に必要な解析条件の設定

情報（区画内の火災源、機器(*4)

詳細火災伝播解析コード（FDS）によ

配置、燃焼物、換気条件、ケる火災影響評価（項目(6)参照）

ーブル配置情報等）の提供が必要。

情報（区画内の火災源、機器
配置、燃焼物、換気条件、ケ必要。
火災により機能喪失する機器の選定

各機器の火災発生頻度の設定

各機器の火災発生頻度の設定

起因事象、継続時間及び緩和系の火災発生頻度を設定

起因事象、継続時間及び緩和系の火災発生頻度を設定

して、内的レベル１の詳細 PRA モデルを用いて評価

して、内的レベル１の詳細 PRA モデルを用いて評価（△CDF 及び CCDP）

た区画の火災に関する詳細な

ーブル配置情報等）の提供が火災により機能喪失する機器の選定

基準との比較

(*4) 事業者から、火災が発生し定性的な観点を含基準との比較

めて総合的に考慮（△CDF 及び CCDP）

事象の色付け事象の色付け図５ 詳細評価の評価フロー

図５ 詳細評価の評価フロー15- 147 -

定性的な観点を含めて総合的に考慮

図６ 簡易火災影響評価ツール（FDTS）の入力データ例

図６ 簡易火災影響評価ツール（FDTS）の入力データ例

16- 148 -

図７ 簡易火災影響評価ツール（FDTS）の解析例

図７ 簡易火災影響評価ツール（FDTS）の解析例

17- 149 -

図８ 詳細火災伝播解析コード（FDS）の解析モデル例

図８ 詳細火災伝播解析コード（FDS）の解析モデル例

図９ 詳細火災伝播解析コード（FDS）の解析結果例

図９ 詳細火災伝播解析コード（FDS）の解析結果例18- 150 -

添付１ 火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート

添付１ 火災防護の安全重要度評価プロセスワークシート

ステップ１：火災防護 SDP フェーズ１ワークシート

ステップ１：火災防護 SDP フェーズ１ワークシート

ステップ 1.1－検査指摘事項の概要を記載

ステップ 1.2－検査指摘事項区分の指定

ステップ 1.1－検査指摘事項の概要を記載※最も適した一つの区分に分類

ステップ 1.2－検査指摘事項区分の指定※最も適した一つの区分に分類

本文の表１を参考に、火災検査の指摘事項区分を特定する。

本文の表１を参考に、火災検査の指摘事項区分を特定する。

ステップ 1.3：低劣化

ステップ 1.3：低劣化

添付２の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付１にその判断に至った根拠

添付２の指針を用い、検査指摘事項が低劣化と判断できるかを判定する。添付１にその判断に至った根拠を説明する。

を説明する。

1.3.1-A 質問：添付２の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

1.3.1-A 質問：添付２の指針に基づき、検査指摘事項が低劣化と判断できるか？

劣化評価の根拠○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に選別し、これ以上解析は必要ない。

○No－ステップ 1.4 へ続く。

○No－ステップ 1.4 へ続く。
劣化評価の根拠19- 151 -

ステップ 1.4：検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、ステップ 1.4：検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問
ステップ 1.2 で指定された検査指摘事項区分に対応するステップへ進み、スクリーニング質問に回答し、非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下８つの指摘事項区分それぞれにスクリーニング質問 非常に低い安全重要度（緑）であるかを決定する。以下８つの指摘事項区分それぞれにスクリーニング質問が設定する。
•

が設定する。

火災の発火予防•

1.4.1. 火災予防と運営管理••発生した火災の迅速な検知及び消火

火災の発火予防
1.4.1. 火災予防と運営管理•発生した火災の迅速な検知及び消火

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.2. 自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.3. 消火用水供給

1.4.3. 消火用水供給

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.4. 火災の影響軽減

1.4.5. 手動消火

1.4.5. 手動消火

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護•

火災が速やかに鎮火されない場合の原子炉の安全停止を行う機能の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.6. 局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.7. 火災後の安全停止

1.4.8. 中央制御室火災

1.4.8. 中央制御室火災

検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事

検査指摘事項区分のスクリーニング質問のみを用いて検査指摘事項を評価する。質問が当該検査指摘事

記載の適正化

項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問 項に対応しない場合には、その質問を飛ばし、当該検査指摘事項区分での次の質問に進む。対応しない質問 ・IMC に従い表現
が最後の質問である場合には、フェーズ２に進む。添付１の○にチェックを入れることで各質問に回答す が最後の質問である場合には、フェーズ２に進む。添付１の○にチェックを入れることで各質問に回答す を見直し（IMC ではる。添付 1 に選択した回答の論理的根拠を説明する。なお、添付２の指針は劣化に係わる完全なリストでは る。添付 1 に選択した回答の論理的根拠を説明する。

評価指針だけに準ない。高劣化と低劣化の例を示したものであり、いずれにも当てはまらない場合もあるが、検査官は劣化評

拠せず、各人の専価に際しては自らの専門的な判断に基づきこれを利用すべきである。評価指針上、低劣化と判断された場合門性に基づき判断でも劣化の種類と場所によっては高劣化となる場合がある。

することを求めてステップ 1.4.1：火災予防と運営管理

ステップ 1.4.1：火災予防と運営管理

1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の可能性を高め、火災感知を遅らせ得るもの、又は認められた安全停 1.4.1-A 質問：検査指摘事項は、火災の可能性を高め、火災感知を遅らせ得るもの、又は認められた安全停止の手段に悪影響を及ぼすようなこれまでに評価されていたよりもさらに重大な火災に至り止の手段に悪影響を及ぼすようなこれまでに評価されていたよりもさらに重大な火災に至りうるものか。

うるものか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った１つの区域に悪影響を及ぼすか。

1.4.1-B 質問：検査指摘事項は、火災の自動感知及び消火設備の整った１つの区域に悪影響を及ぼすか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備

ステップ 1.4.2：自動火災報知設備及び固定消火設備

1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護する 1.4.2-A 質問：劣化した又は機能しない火災の感知又は消火システムが、安全停止に必要な機器を保護するためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

ためのシステムの機能に悪影響を及ぼすか。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。
20- 152 -

いるため追記。
）

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
ステップ 1.4.3：消火用水供給
1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。
ステップ 1.4.3：消火用水供給
1.4.3-A 質問：安全停止に必要な機器を保護するために必要な容量の消火水（要求圧力）が確保され、施設内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

内で最も厳しい場所においても要求圧力が確保されるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

ステップ 1.4.4：火災の影響軽減

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化によ

1.4.4-A 質問：火災区域にある安全停止に必要な機器の位置を考慮した上で、火災閉じ込め機能の劣化により、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）をり、火災伝搬を防止するために必要な耐火機能（炎、煙及び高温ガスの伝搬の防止など）を維持し続けることができるか。

維持し続けることができるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

1.4.4-B 質問：火災閉じ込め機能を維持できる自動消火システムがあるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設 1.4.4-C 質問：検査指摘事項が、防火扉に関わる場合、影響を受けた火災区域に安全停止に必要な機器は設置されているか。

置されているか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影 1.4.4-D 質問：検査指摘事項が防火扉を正しく閉める機能の喪失に関わるが、防火扉を正しく閉め機能に影響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

響しなかった場合、防火扉はガス系消火設備のある区域を保護するか。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が１つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区 1.4.4-E 質問：火災閉じ込め機能の劣化が原因で、火災が１つの火災区域（火災発生区域）から別の火災区域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

域（隣接火災区域）に拡がった場合、隣接火災区域にある別の安全停止機能を損傷する可能性

があるか。

があるか。

○Yes－次の質問へ。

○Yes－次の質問へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルな 1.4.4-F 質問：質問 1.4.4-E の答えが Yes の場合、火災閉じ込め要素（複数の火災区域を通るケーブルなど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近いど）の劣化による火災拡散によって、影響を受けるほど安全停止機能は隣接する区画内の近い位置にあるか。

位置にあるか。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。

21- 153 -

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、火気使用作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

ステップ 1.4.5：手動消火
1.4.5-A 質問：検査指摘事項は、火気使用作業火災監視で使用しない可搬型消火設備に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

1.4.5-B 質問：検査指摘事項は、火災防護計画に関連するか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？ 1.4.5-C 質問：検査指摘事項に関わる火災区域は、完全な自動又は手動消火設備により保護されているか？
○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない 1.4.5-D 質問：消防機器の格納庫に関わる検査指摘事項に対し、安全停止に重要な機器が悪影響を受けない
ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

ような方法で消火できる手動消火が利用できるか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護

ステップ 1.4.6：局所的なケーブル又は機器の防護

1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適 1.4.6-A 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、適切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

切な火災の自動感知及び消火設備によって防護されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標 1.4.6-B 質問：劣化が確認された耐火被覆されているケーブル、ケーブルトレイ又は機器のある区域は、標的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい的に被害が及ぶ前に消火できる適切な自動火災報知設備及び耐火被覆によって防護されてい

るか。

るか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止

ステップ 1.4.7：火災後の安全停止

1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとな 1.4.7-A 質問：非常用照明に関わる検査指摘事項に関し、運転員が必要な措置を実施するための代わりとなる照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

る照明（フラッシュライトなど）を持っているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定される 1.4.7-B 質問：検査指摘事項の影響は、信用のある安全停止成功パスには必要とされない機器に限定されるか。

か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

22- 154 -

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状

1.4.7-C 質問：検査指摘事項は、信用ある安全停止成功パスを用いた高温停止若しくは低温停止又は安定状態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

態を達成し維持する機能に悪影響をもたらすか。

○Yes－フェーズ２へ。

○Yes－フェーズ２へ。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災
注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

ステップ 1.4.8：中央制御室火災
注：このセクションは中央制御室に 440V 以上の機器が存在しない場合のみ適用される。

1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された２機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗 1.4.8-A 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置された２機以上の機器の不具合（火災損傷による運転失敗
等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

等）に関わる場合、これらの機器はお互いから少なくとも 2.5 メートル離れているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない２機以上の機器の不具合に関わる場合、これ 1.4.8-B 質問：検査指摘事項が中央制御室に設置されていない２機以上の機器の不具合に関わる場合、これらの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

らの機器は隣接しないキャビネット内に設置されているか。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－次の質問へ。

○No－次の質問へ。

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は１時間

1.4.8-C 質問：検査指摘事項が中央制御室における単一火災シナリオに関わる場合、不具合の継続は１時間

以下か。

以下か。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○Yes－緑に分類し、これ以上解析は必要ない。

○No－フェーズ２へ。

○No－フェーズ２へ。

添付２ 劣化評価指針

添付２ 劣化評価指針

本指針は、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評価の高低を判断するためのものである。ステップ

本指針は、火災防護に係る検査指摘事項に対する劣化評価の高低を判断するためのものである。ステップ

1.3 で定める検査指摘事項区分のほとんどに適用される。本指針は、可能性のある全ての種類の劣化を完全 1.3 で定める検査指摘事項区分のほとんどに適用される。本指針は、可能性のある全ての種類の劣化を完全にリスト化したものではない。そのため、原子力検査官は、以下の指針に従って低劣化として区分される検 にリスト化したものではない。そのため、原子力検査官は、以下の指針に従って低劣化として区分される検査指摘事項であったとしても、指針で想定される以上に問題があると考えられる場合には、高劣化とするか

査指摘事項であったとしても、指針で想定される以上に問題があると考えられる場合には、高劣化とするかを検討するものとする。

を検討するものとする。

１．火災予防と運営管理

１．火災予防と運営管理

本項では、プラントの火災予防及びその他の運用管理（火気作業許可、仮置き可燃物管理プログラム、火

本項では、プラントの火災予防及びその他の運用管理（火気作業許可、仮置き可燃物管理プログラム、火災監視など）に対する検査指摘事項の劣化評価を判断するための指針を定めている。

災監視など）に対する検査指摘事項の劣化評価を判断するための指針を定めている。

火気作業の許可又は火災監視規定に対する検査指摘事項

火気作業の許可又は火災監視規定に対する検査指摘事項

低劣化は、火災が発生する可能性に何ら重大な影響のない、又は発生した火災が直ちに消火されるような検査指摘事項に対して付与される。以下が低劣化の例である：

低劣化は、火災が発生する可能性に何ら重大な影響のない、又は発生した火災が直ちに消火されるような検査指摘事項に対して付与される。以下が低劣化の例である：
23- 155 -

•

消火器や他の要求される設備を適切に配備していなくても、適切な可搬式消火器が近くにある場•

消火器や他の要求される設備を適切に配備していなくても、適切な可搬式消火器が近くにある場合。例えば以下の場合であって、可搬式消火器が利用可能である場合も含まれる：合。例えば以下の場合であって、可搬式消火器が利用可能である場合も含まれる：

監視の際に、火気作業許可によって要求される消火器を持っていない

監視の際に、火気作業許可によって要求される消火器を持っていない

充填されていない、又は不適切に充填された消火器だけを配備している



充填されていない、又は不適切に充填された消火器だけを配備している



関係する火災危険又は現場の条件に対応しない消火器だけを配備している（電気火災に対し



関係する火災危険又は現場の条件に対応しない消火器だけを配備している（電気火災に対して電気火災に対応していない消火器を使用するなど）•

火気作業許可が不適切であるが、通常要求される火災防護対策が全て整備されている（適切な設て電気火災に対応していない消火器を使用するなど）•

備、訓練された火災監視員など）。
•

火気作業記録保持に関する違反

火気作業許可が不適切であるが、通常要求される火災防護対策が全て整備されている（適切な設備、訓練された火災監視員など）。

•

高劣化は、火災監視による早期の消火ができない場合である。以下が高劣化の例である：

火気作業記録保持に関する違反
高劣化は、火災監視による早期の消火ができない場合である。以下が高劣化の例である：•

火気作業から発生する火災に対して全ての区域における火災監視が実施できていない•

火気作業から発生する火災に対して全ての区域における火災監視が実施できていない•

現場での火災監視実施の不備•

現場での火災監視実施の不備•

消火器やその他の要求される設備を不適切に配備した火災監視。不適切な配備には以下を含む：•

消火器やその他の要求される設備を不適切に配備した火災監視。不適切な配備には以下を含む：



監視の際、火気作業で要求される消火器を持っていない

監視の際、火気作業で要求される消火器を持っていない

充填されていない又は不適切に充填された消火器



充填されていない又は不適切に充填された消火器



関係する火災危険又は現場の条件に対応しない可搬式消火器（電気火災に対して電気火災に



関係する火災危険又は現場の条件に対応しない可搬式消火器（電気火災に対して電気火災に対応していない消火器を使用するなど）。
•

火気使用作業時に、以下の安全条件１のいずれかを維持できていない火災監視：対応していない消火器を使用するなど）。
•

火気使用作業時に、以下の安全条件１のいずれかを維持できていない火災監視：

現場に可燃物がない、又は移動できない可燃物は引火しないように遮蔽されている



現場に可燃物がない、又は移動できない可燃物は引火しないように遮蔽されている

使用される消火設備が、十分使用できる状態で良好な整備状態である

使用される消火設備が、十分使用できる状態で良好な整備状態である



紙の切れ端、木の削り屑、布繊維などの可燃材が床に落ちている場合、床半径 10ｍ内をきれ

紙の切れ端、木の削り屑、布繊維などの可燃材が床に落ちている場合、床半径 10ｍ内をきれ

いに掃除されている

いに掃除されている


可燃性の床の半径 10ｍ内を、水で濡らし、又は湿った砂若しくは耐火性シートで覆われている•

火気作業完了後、観察が要求される全ての地点で火災監視を少なくとも 30 分以上、維持しない

可燃性の床の半径 10ｍ内を、水で濡らし、又は湿った砂若しくは耐火性シートで覆われている•

火気作業完了後、観察が要求される全ての地点で火災監視を少なくとも 30 分以上、維持しない

24- 156 -

────────────────────────────１１

安全条件は、NFPA 51B「溶接、切断及び他の火気使用作業時の火災予防標準」1999 年版のサブセクション

安全条件は、NFPA 51B「溶接、切断及び他の火気使用作業時の火災予防標準」1999 年版のサブセクション

3-3.2 にある条件リストから取得。

3-3.2 にある条件リストから取得。

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項：

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項：

火災頻度に影響を及ぼす可能性があるのは、仮置き可燃物、特に既存の熱源又は電気エネルギー源からの火災頻度に影響を及ぼす可能性があるのは、仮置き可燃物、特に既存の熱源又は電気エネルギー源からの発火につながるおそれのある可燃物の管理に係る検査指摘事項である。火災頻度の観点から重大とされる発火につながるおそれのある可燃物の管理に係る検査指摘事項である。火災頻度の観点から重大とされる

仮置き可燃物は、引火点の低い液体（危険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）と自己発火可燃物（油仮置き可燃物は、引火点の低い液体（危険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）と自己発火可燃物（油のついた布等）である。可燃物に加え、喫煙や許可されていないヒーター又は熱源の存在も区画室の火災頻 のついた布等）である。可燃物に加え、喫煙や許可されていないヒーター又は熱源の存在も区画室の火災頻度に悪影響を与えるおそれがある。

度に悪影響を与えるおそれがある。

可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項の劣化評価は、低劣化又は高劣化で示される。低劣化及び高可燃物管理プログラムに対する検査指摘事項の劣化評価は、低劣化又は高劣化で示される。低劣化及び高劣化の例は、以下のとおりである：

劣化の例は、以下のとおりである：

•

•

低劣化：
○ 施設の規定で許容された量を超えるが、承認された容器に入れられた低引火点の可燃性液体。

•

高劣化：

低劣化：
○ 施設の規定で許容された量を超えるが、承認された容器に入れられた低引火点の可燃性液体。

•○ 施設の可燃物管理で許容される量を超え、放置され、承認された容器に入っていない低引火点（危

高劣化：○ 施設の可燃物管理で許容される量を超え、放置され、承認された容器に入っていない低引火点（危

険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）の相当量の可燃性液体

険物第４類第三石油類以下の引火点のもの）の相当量の可燃性液体○ 承認された容器に入っていない油のついた布などの自己発火可燃物○ 承認された容器に入っていない油のついた布などの自己発火可燃物○ 禁煙場所で最近喫煙のあった痕跡○ 禁煙場所で最近喫煙のあった痕跡○ 区域内の承認されていないヒーター又は熱源○ 区域内の承認されていないヒーター又は熱源

２．自動火災報知設備及び固定消火設備

２．自動火災報知設備及び固定消火設備

火災感知器：

火災感知器：••

低劣化：○ 煙又は熱感知器の 10%未満が劣化しており（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）、○ 煙又は熱感知器の 10%未満が劣化しており（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）、

機能している感知器が問題の可燃物のそばにある。
（非閉じ込め可燃物火災又は引火性液体火災の機能している感知器が問題の可燃物のそばにある。
（非閉じ込め可燃物火災又は引火性液体火災の可能性がある区域には適用しない）

可能性がある区域には適用しない）○ 常に要員が配備された区域で、25%未満の感知器（熱又は煙）が劣化した（機能しない、誤って設○ 常に要員が配備された区域で、25%未満の感知器（熱又は煙）が劣化した（機能しない、誤って設置した又は設置されていない）
•

低劣化：

高劣化：

置した又は設置されていない）
•

高劣化：

25

- 157 -

○ 電源オフ○ 電源オフ○ システムと互換性のない感知器○ システムと互換性のない感知器○ 自動火災報知設備の受信盤及び地区音響設備が動作しない、聞き取れない又は機能しない○ 自動火災報知設備の受信盤及び地区音響設備が動作しない、聞き取れない又は機能しない○ 煙又は熱感知器の 10%以上が劣化しており、機能している感知器が問題の可燃物のそばにある○ 煙又は熱感知器の 10%以上が劣化しており、機能している感知器が問題の可燃物のそばにある○ 常に要員が配備された区画で、感知器の 25%以上が劣化している○ 常に要員が配備された区画で、感知器の 25%以上が劣化している

水系消火設備：

水系消火設備：••

低劣化：○ スプリンクラーヘッドの 10%未満が塞がっているか、機能していない○ スプリンクラーヘッドの 10%未満が塞がっているか、機能していない○ 問題の可燃物の３ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許容間隔）内に機能して○ 問題の可燃物の３ｍ（又は消防法令によるスプリンクラーヘッド間の最大許容間隔）内に機能しているスプリンクラーヘッドがある
•

低劣化：

高劣化：

いるスプリンクラーヘッドがある•

高劣化：○ 機能しない系統○ 機能しない系統○ スプリンクラーヘッドの 10%以上が塞がっているか、又は機能していない○ スプリンクラーヘッドの 10%以上が塞がっているか、又は機能していない○ 最も近くのスプリンクラーヘッドが、問題の可燃物から３ｍ（又は消防法令によるスプリンクラー○ 最も近くのスプリンクラーヘッドが、問題の可燃物から３ｍ（又は消防法令によるスプリンクラー

ヘッド間の最大許容間隔）より遠くにあるヘッド間の最大許容間隔）より遠くにある

ガス系消火設備：

ガス系消火設備：

注：劣化の種類によっては、低劣化と判断される可能性がある検査指摘事項であっても、より問題がある可

注：劣化の種類によっては、低劣化と判断される可能性がある検査指摘事項であっても、より問題がある可能性があるため、高劣化事項として検討するものとする。例えば、制御室につながる貫通孔があるシステ

能性があるため、高劣化事項として検討するものとする。例えば、制御室につながる貫通孔があるシステ

ムは消火に有効であるが、同時に制御室からの退去や制御室運転員の SCBA（自給式呼吸器）着用につな

ムは消火に有効であるが、同時に制御室からの退去や制御室運転員の SCBA（自給式呼吸器）着用につながる可能性があるため、高劣化として検討するものとする。

がる可能性があるため、高劣化として検討するものとする。

•

低劣化：○ 単一の直径３㎝の貫通未シールの面積を持つ壁又は床にある穴（制御室や遠隔停止区域につなが
らない）

•

低劣化：
○ 単一の直径３㎝の貫通未シールの面積を持つ壁又は床にある穴（制御室や遠隔停止区域につながらない）○ 645 ㎠までの天井の穴（制御室や遠隔停止区域につながらない）○ 645 ㎠までの天井の穴（制御室や遠隔停止区域につながらない）○ 設計基準の 60 秒を超えるシステム動作の遅延○ 設計基準の 60 秒を超えるシステム動作の遅延○ 放射時間が許容値を 25%超えている○ 放射時間が許容値を 25%超えている○ 試験データの欠如○ 試験データの欠如○ 試験データが、15 分間の消火ガスの濃度を示している（許可基準では、20 分を要求される場合）○ 試験データが、15 分間の消火ガスの濃度を示している（許可基準では、20 分を要求される場合）

26- 158 -

○ 消火薬剤量が、必要数には達していないが、消火ガスの濃度が消炎濃度以上のもの•

高劣化：○ 消火薬剤量が、必要数には達していないが、消火ガスの濃度が消炎濃度以上のもの•

高劣化：○ 電源オフ○ 電源オフ○ 消火薬剤量が、必要数には達しておらず、消火ガスの濃度が消炎濃度以下のもの（設計濃度を達成○ 消火薬剤量が、必要数には達しておらず、消火ガスの濃度が消炎濃度以下のもの（設計濃度を達成するが、消火ガスの閉じ込め機能を維持できない）

するが、消火ガスの閉じ込め機能を維持できない）○ 噴射ヘッドが完全に塞がれていてガスを放出できない（噴射ヘッドの周りが何かで留められてい○ 噴射ヘッドが完全に塞がれていてガスを放出できない（噴射ヘッドの周りが何かで留められている、又は噴射ヘッドが何かで覆われているなど）る、又は噴射ヘッドが何かで覆われているなど）○ 低劣化区分に指定される以上の壁、床又は天井の穴○ 低劣化区分に指定される以上の壁、床又は天井の穴

３．火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護

３．火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護

火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護に係る検査指摘事項を評価する方法（ステップ 1.3 参火災の閉じ込めと局所的なケーブル又は機器の防護に係る検査指摘事項を評価する方法（ステップ 1.3 参照）は類似している。この２つの区分は、受動的な火災防護に起こる検査指摘事項に対応している。低劣化照）は類似している。この２つの区分は、受動的な火災防護に起こる検査指摘事項に対応している。低劣化

又は高劣化の判断は、考慮している火災バリアの種類によって異なる。以下に、確認された劣化が、それぞ又は高劣化の判断は、考慮している火災バリアの種類によって異なる。以下に、確認された劣化が、それぞれの火災バリアの劣化評価とどのような関係があるかについて、例を記載している。評価者は、検討中のバ れの火災バリアの劣化評価とどのような関係があるかについて、例を記載している。評価者は、検討中のバリアに最も合致した火災バリアを選定し、評価を実施しなければならない。

リアに最も合致した火災バリアを選定し、評価を実施しなければならない。

低密度／高密度エラストマー（シリコンフォームなど）（貫通部シール材）：

低密度／高密度エラストマー（シリコンフォームなど）（貫通部シール材）
：

•

•

•

低劣化

低劣化

○ 要求されるシール厚みの 10%未満の紛失○ 要求されるシール厚みの 10%未満の紛失○ バリア又は機器に予防保全が実施されていない○ バリア又は機器に予防保全が実施されていない○ シール深さの 50%未満である３ｍｍ未満のシール材料の貫通亀裂○ シール深さの 50%未満である３ｍｍ未満のシール材料の貫通亀裂

高劣化

•

高劣化

○ 要求されるシール厚みの 10%以上の紛失○ 要求されるシール厚みの 10%以上の紛失○ 試験又は評価がされていないシール構成で、フォームの 28ｃｍ未満○ 試験又は評価がされていないシール構成で、フォームの 28ｃｍ未満○ シール材中の９ｍｍより大きな亀裂が、反対面まで広がっている○ シール材中の９ｍｍより大きな亀裂が、反対面まで広がっている

難燃性及び非難燃性板又はブランケット（ミネラルウール又はセラミック繊維など）：

難燃性及び非難燃性板又はブランケット（ミネラルウール又はセラミック繊維など）
：

•

•

低劣化

低劣化

○ バリア材厚さの 10%未満について、喪失又はもともと施工されていない○ バリア材厚さの 10%未満について、喪失又はもともと施工されていない○ 直径 12ｍｍ以下の貫通亀裂○ 直径 12ｍｍ以下の貫通亀裂○ 材料の圧縮○ 材料の圧縮
27- 159 -

•

高劣化

•

高劣化

○ バリア材の設計厚さの 10%以上を紛失、又はもともと施工されていない場所が 38 ㎠を超える○ バリア材の設計厚さの 10%以上を紛失、又はもともと施工されていない場所が 38 ㎠を超える○ 直径 12ｍｍより大きい貫通亀裂○ 直径 12ｍｍより大きい貫通亀裂○ 15 ㎝未満のラップに入る大型金属製断面サポート又は大型断面ケーブル○ 15 ㎝未満のラップに入る大型金属製断面サポート又は大型断面ケーブル○ 試験又は評価がされていないバリア構成○ 試験又は評価がされていないバリア構成

単独／ブート型シール：

単独／ブート型シール：

•

•

低劣化

低劣化

○ 酷い裂け目、緩んだバンド又はバンドの解放○ 酷い裂け目、緩んだバンド又はバンドの解放○ 両側のブート紛失○ 両側のブート紛失

•

高劣化

•

高劣化

○ 支持の紛失○ 支持の紛失○ ７㎝未満のシール○ ７㎝未満のシール○ セラミック繊維なし○ セラミック繊維なし

コンクリート及びセメント性漆喰又は貫通シール材：

コンクリート及びセメント性漆喰又は貫通シール材：

•

•

低劣化
○ 要求バリア厚さの 50%以下である３ｍｍ未満のバリア上の貫通亀裂○ 要求バリア厚さの 50%以下である３ｍｍ未満のバリア上の貫通亀裂○ 深さ 1.5ｍｍのバリアギャップ又は亀裂○ 深さ 1.5ｍｍのバリアギャップ又は亀裂

•

高劣化

•

高劣化

○ 要求されるコンクリート厚さの 30%超が紛失○ 要求されるコンクリート厚さの 30%超が紛失○ 熱吸収の上昇につながる表面の大部分の変形（表面の 50％超）○ 熱吸収の上昇につながる表面の大部分の変形（表面の 50％超）○ 構造健全性を損なうと判断される亀裂○ 構造健全性を損なうと判断される亀裂○ 厚さ 11 ㎝未満○ 厚さ 11 ㎝未満

扉：
•

低劣化

扉：
低劣化

○ 製造者推奨仕様の 25%又は最大９ｍｍのギャップを超えない扉のギャップ•

低劣化○ 製造者推奨仕様の 25%又は最大９ｍｍのギャップを超えない扉のギャップ
28- 160 -

○ 扉の片面にある複数の穴で開口部が３ｍｍ未満のもの•

高劣化○ 扉の片面にある複数の穴で開口部が３ｍｍ未満のもの•

高劣化○ 扉表面にある開口部が 25ｍｍを超える複数の孔○ 扉表面にある開口部が 25ｍｍを超える複数の孔○ 扉が勝手に開く又はラッチが壊れている○ 扉が勝手に開く又はラッチが壊れている○ 扉の閉まりを確保する防火扉の閉鎖機構が故障している○ 扉の閉まりを確保する防火扉の閉鎖機構が故障している

ダンパー：

ダンパー：

•

•

•

低劣化

低劣化

○ 事業者の保全が適切に実施されていないダンパー○ 事業者の保全が適切に実施されていないダンパー○ 完全に閉まるダンパー○ 完全に閉まるダンパー

高劣化

•

高劣化

○ ヒュージブルリンクの温度が過剰に高い、又はヒュージブルリンクが正しく設置されていない○ ヒュージブルリンクの温度が過剰に高い、又はヒュージブルリンクが正しく設置されていない○ 電熱リンク（ETL）の温度が過剰に高い、又は ETL が正しく設置されていない○ 電熱リンク（ETL）の温度が過剰に高い、又は ETL が正しく設置されていない○ ダンパーが完全に閉まらない○ ダンパーが完全に閉まらない○ 鋼製ダクトでの火災バリアにダンパーがない○ 鋼製ダクトでの火災バリアにダンパーがない○ ダンパーが予測される換気に対し閉まる規格でない○ ダンパーが予測される換気に対し閉まる規格でない○ 壊れたラッチ（閉鎖にラッチが必要な箇所）○ 壊れたラッチ（閉鎖にラッチが必要な箇所）○ ダンパーが取り付けられていない○ ダンパーが取り付けられていない

未シール電線管：

未シール電線管：••

低劣化○ バリアの両側１ｍ以上の不燃材で覆われて 25ｍｍ未満の未シールの電線管

•

高劣化

低劣化
○ バリアの両側１ｍ以上の不燃材で覆われて 25ｍｍ未満の未シールの電線管•○ バリアの両側の長さに関係なく 25ｍｍを超える未シールの電線管

高劣化○ バリアの両側の長さに関係なく 25ｍｍを超える未シールの電線管

ウォーターカーテン：

ウォーターカーテン：

•

•

低劣化
○ ヘッドの 10%未満が塞がれ又は詰まったが、隣接するヘッドはどれも詰まっていない

低劣化○ ヘッドの 10%未満が塞がれ又は詰まったが、隣接するヘッドはどれも詰まっていない29- 161 -

•

高劣化

•

高劣化

○ 10%超のヘッドが塞がれ若しくは詰まった、又は隣接する２つのヘッドが塞がれ又は詰まった○ 10%超のヘッドが塞がれ若しくは詰まった、又は隣接する２つのヘッドが塞がれ又は詰まった○ システムが機能しない○ システムが機能しない

放射エネルギー遮蔽：

放射エネルギー遮蔽：

注：放射エネルギー遮蔽が、“評価された”バリア（Darmatt、Interram）の場合、上記から適切なバリアの 注：放射エネルギー遮蔽が、“評価された”バリア（Darmatt、Interram）の場合、上記から適切なバリアの種類を使用する。
•

低劣化：

種類を使用する。
•○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を完全に塞ぎ、非可燃物○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を完全に塞ぎ、非可燃物

である
•

高劣化：

である
•

○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を部分的にしか塞いでい高劣化：○ バリアが、対象標的と、冗長標的に影響を与える可能性がある発火源の間を部分的にしか塞いでいない

ない○ 可燃性である
４．火災後安全停止

低劣化：○ 可燃性である
４．火災後安全停止

火災後安全停止（SSD）に係る検査指摘事項は、手動操作、関連回路の解析、要求回路の解析、誤作動、火災後安全停止（SSD）に係る検査指摘事項は、手動操作、関連回路の解析、要求回路の解析、誤作動、交互停止、火災対応手順、火災後安全停止解析などの火災後の SSD の運用面における劣化に関連している。 交互停止、火災対応手順、火災後安全停止解析などの火災後の SSD の運用面における劣化に関連している。
火災後 SSD 検査指摘事項区分は、受動的火災バリア、火災感知器及び消火器などの指定安全停止パスの火災後 SSD 検査指摘事項区分は、受動的火災バリア、火災感知器及び消火器などの指定安全停止パスの物理的防護に対する検査指摘事項に対応するものではない。物理的防護機能に対する検査指摘事項は、別の 物理的防護に対する検査指摘事項に対応するものではない。物理的防護機能に対する検査指摘事項は、別の検査指摘事項区分で扱われる。

検査指摘事項区分で扱われる。

認可取得者の火災後 SSD プログラムに対する低劣化及び高劣化の例を以下に示す：•

低劣化：

認可取得者の火災後 SSD プログラムに対する低劣化及び高劣化の例を以下に示す：•○ 運転員の経験・熟練度で補完できる軽微な手順上の不備
•

高劣化：

低劣化：
○ 運転員の経験・熟練度で補完できる軽微な手順上の不備

•

高劣化：

○ 火災 SSD 手順との間の手順上の不一致○ 火災 SSD 手順との間の手順上の不一致○ 手順で定められたとおりに整備又は設置がされていない設備又は工具○ 手順で定められたとおりに整備又は設置がされていない設備又は工具○ 運転員の火災 SSD 手順訓練が不完全○ 運転員の火災 SSD 手順訓練が不完全○ 利用可能な要員だけで、規定されたマニュアル措置を実施する可能性が明確でない○ 利用可能な要員だけで、規定されたマニュアル措置を実施する可能性が明確でない○ 火災後 SSD 解析が不完全○ 火災後 SSD 解析が不完全30- 162 -

○ SSD 手順で措置が求められる現場が環境上困難な区域にある（低温・高温、高湿度など）○ SSD 手順で措置が求められる現場が環境上困難な区域にある（低温・高温、高湿度など）○ 運転員が入手できる又は火災 SSD 若しくは EOP 手順で扱われる情報から、プラント状態を評価で○ 運転員が入手できる又は火災 SSD 若しくは EOP 手順で扱われる情報から、プラント状態を評価できない、又は容易に解釈できない

きない、又は容易に解釈できない○ プラント設計又は機器設計が、運転員の SSD 操作パフォーマンスに深刻な影響を与える○ プラント設計又は機器設計が、運転員の SSD 操作パフォーマンスに深刻な影響を与える○ 代替停止手順の欠如○ 代替停止手順の欠如

31- 163 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書６
停止時の指摘事項に対する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 164 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書６

附属書６

停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド(GI0007_附属書６_r02)

停止時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド(GI0007_附属書６_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 適用範囲 ....................................................................... 1

1 適用範囲 ....................................................................... 1

2 背景 ........................................................................... 1

2 背景 ........................................................................... 1

3 用語の定義 ..................................................................... 1

3 用語の定義 ..................................................................... 1

4 指針 ........................................................................... 5

4 指針 ........................................................................... 5

4.1 本附属書の適用について ...................................................... 5

4.1 本附属書の適用について ...................................................... 5

4.2 目的 ........................................................................ 6

4.2 目的 ........................................................................ 6

4.3 緩和能力 .................................................................... 6

4.3 緩和能力 .................................................................... 6

4.4 停止時中の制御喪失 .......................................................... 7

4.4 停止時中の制御喪失 .......................................................... 7

4.5 定量評価を必要とする所見 .................................................... 7

4.5 定量評価を必要とする所見 .................................................... 7

添付１ 初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング） ............. 10

添付１ 初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング） ............. 10

別紙１ スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理） .. 15

別紙１ スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理） .. 15

別紙２ 発生防止のスクリーニングに関する質問 .................................... 17

別紙２ 発生防止のスクリーニングに関する質問 .................................... 17

別紙３ 影響緩和のスクリーニングに関する質問 .................................... 20

別紙３ 影響緩和のスクリーニングに関する質問 .................................... 20

別紙４ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問 .............................. 24

別紙４ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問 .............................. 24

別紙５ 外部事象のスクリーニングに関する質問 .................................... 26

別紙５ 外部事象のスクリーニングに関する質問 .................................... 26

添付２ 詳細リスク評価 ........................................................... 24

添付２ 詳細リスク評価 ........................................................... 24

1 適用範囲1

適用範囲

本附属書は、プラント停止時の安全重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のガイドラ

本附属書は、プラント停止時の安全重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のガイドラ

インについて定めたものである。安全重要度決定プロセスのスクリーニングは、本附属書の添付１として規インについて定めたものである。安全重要度決定プロセスのスクリーニングは、本附属書の添付１として規定されるとおり、停止操作に特化したスクリーニング基準（「緑」を特定する質問）によって構成される。加 定されるとおり、停止操作に特化したスクリーニング基準（「緑」を特定する質問）によって構成される。
圧水型原子炉（PWR）及び沸騰水型原子炉（BWR）の双方について、原子力検査官がプラント停止状態に係る 加圧水型原子炉（PWR）及び沸騰水型原子炉（BWR）の双方について、原子力検査官がプラント停止状態に係検査指摘事項を確認した場合、原子力検査官は本スクリーニングのガイドラインを使用することになる。
添付１には、重要度決定プロセスの詳細リスク評価により、さらに評価が必要と判断される場合も列挙しる検査指摘事項を確認した場合、原子力検査官は本スクリーニングのガイドラインを使用することになる。
添付１には、重要度決定プロセスの詳細リスク評価により、さらに評価が必要と判断される場合も列挙している。詳細リスク評価のガイドを、添付２に示す。また、プラント停止時の重要度決定プロセスのスクリ ている。詳細リスク評価のガイドを、添付２に示す。また、プラント停止時の重要度決定プロセスのスクリーニング及び詳細リスク評価のフローを図１に示す。

ーニング及び詳細リスク評価のフローを図１に示す。
2- 165 -

改正理由

改正に伴う修正

2 背 景2

PWR 及び BWR におけるプラント停止中及び停止時の操作においては、出力運転中とは異なったプラントの

背 景
PWR 及び BWR におけるプラント停止中及び停止時の操作においては、出力運転中とは異なったプラントの状態や脆弱性が発生する。停止したプラントは、一定の主要安全機能が適切に維持され管理される限り安全 状態や脆弱性が発生する。停止したプラントは、一定の主要安全機能が適切に維持され管理される限り安全な状態にある。それらの機能を以下に示す。

な状態にある。それらの機能を以下に示す。

◆

崩壊熱除去

◆

崩壊熱除去

◆

保有水管理

◆

保有水管理

◆

電力供給機能◆電力供給機能

◆

反応度制御

◆

反応度制御

◆

格納容器閉じ込め機能◆

格納容器閉じ込め機能

通常の定期検査のためのプラント停止中に事業者が実施する業務の範囲は広くかつ多様である。燃料交換

通常の定期検査のためのプラント停止中に事業者が実施する業務の範囲は広くかつ多様である。燃料交換の他に、予防保全、事後保全、改造工事、サーベイランス試験、ISI、及びこれらの作業の管理業務などによ の他に、予防保全、事後保全、改造工事、サーベイランス試験、ISI、及びこれらの作業の管理業務などにり、プラント停止の計画が作成され、プラント状態の変化が管理される。リスク管理及び主要な安全機能のより、プラント停止の計画が作成され、プラント状態の変化が管理される。リスク管理及び主要な安全機能維持を目的としたこれらの業務の調整は必要不可欠である。加えて、計画外停止及び強制停止に関する業務の維持を目的としたこれらの業務の調整は必要不可欠である。加えて、計画外停止及び強制停止に関する業

は燃料交換時の業務範囲よりはるかに小さいものの、これらの停止を安全に行うために停止状態での脆弱性

務は燃料交換時の業務範囲よりはるかに小さいものの、これらの停止を安全に行うために停止状態での脆弱について燃料交換時と同様の注意が必要である。本重要度決定プロセスは、上記のような特徴を考慮に入れ 性について燃料交換時と同様の注意が必要である。本重要度決定プロセスは、上記のような特徴を考慮に入たうえで、停止状態中における検査指摘事項の安全上の重要度の決定を支援するために策定されたものであ れたうえで、停止状態中における検査指摘事項の安全上の重要度の決定を支援するために策定されたものでる。

ある。

3 用語の定義

3

別段の定めがない限り、以下の定義は PWR 及び BWR の両方に適用される。
利用可能
以下の場合、設備は利用可能とみなす。

用語の定義
別段の定めがない限り、以下の定義は PWR 及び BWR の両方に適用される。

利用可能
以下の場合、設備は利用可能とみなす。

運用の明確化・最新の NRC の検査(1)設備がその機能を遂行する前に必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

(1)設備がその機能を遂行するのに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

ガイド（IMC0609(2)意図された機能を満たすよう設備を使用するための手順書又は指示書がある。

(2)意図された機能を満たすよう設備を使用するための手順書又は指示書がある。

Appendix G）(以下(3)全ての必要なサポート系統（交流（AC）電源、冷却水、直流（DC）制御電源など）の設備がその機能を(3)全ての必要なサポート系統（交流（AC）電源、冷却水、直流（DC）制御電源など）の設備がその機能「最新 IMC」とい遂行する前に必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

を遂行するのに必要な時間の半分の時間内で供用状態となる。

(4)運転員が所定の状況でその設備を使用する訓練を受けている。

(4)運転員が所定の状況でその設備を使用する訓練を受けている。

キャビティ満水
原子炉容器上蓋が取り外され、キャビティ水位が燃料移動に係わる所定の水位まで上昇している原子炉
冷却系統の状態。
炉心損傷
炉心損傷は被覆管の最高温度が 1,200℃を超える場合に相当する。
重力注入(PWR のみ)
重力注入とは、動力装置（例：ポンプ）を使わずに水源（燃料取替用水タンク等）から原子炉冷却水系

キャビティ満水
原子炉容器上蓋が取り外され、キャビティ水位が燃料移動に係わる所定の水位まで上昇している原子炉
冷却系統の状態。
炉心損傷
炉心損傷は被覆管の最高温度が 1,200℃を超える場合に相当する。
重力注入(PWR のみ)
重力注入とは、動力装置（例：ポンプ）を使わずに水源（燃料取替用水タンク等）から原子炉冷却水系
3- 166 -う。)を反映統に水を注入する操作である。この場合、水源は原子炉より高い位置にあり、原子炉は大気圧状態にある

統に水を注入する操作である。この場合、水源は原子炉より高い位置にあり、原子炉は大気圧状態にあるか大気圧に到達できなければならない。重力注入は、原子炉冷却水系統の沸騰開始後に利用可能であるこか大気圧に到達できなければならない。重力注入は、原子炉冷却水系統の沸騰開始後に利用可能であることが期待される場合に有効と評価される。重力注入の信頼性を評価するに当たり、RWST 又は他の水源によとが期待される場合に有効と評価される。重力注入の信頼性を評価するに当たり、RWST 又は他の水源による水頭圧を減少させる以下の要因を考慮する必要がある。

る水頭圧を減少させる以下の要因を考慮する必要がある。

(1) サージラインの圧力低下。

(1) サージラインの圧力低下。

(2) 加圧器への混入水の蓄積。

(2) 加圧器への混入水の蓄積。

(3) （取り外した機器の管理又はガス排出抑制により）制限された原子炉冷却水系統のベントパス。

(3) （取り外した機器の管理又はガス排出抑制により）制限された原子炉冷却水系統のベントパス。

ミッドループ運転（PWR のみ）
原子炉冷却水系統のエアレーション等のために、原子炉冷却水系統の水位を原子炉ノズルセンター付近まで低下させたプラント状態。
原子炉容器からのドレンの可能性を伴う操作
正しく行われないと保有水喪失事象につながる可能性の伴う計画的なメンテナンス時の放水をいう。原

ミッドループ運転（PWR のみ）
原子炉冷却水系統のエアレーション等のために、原子炉冷却水系統の水位を原子炉ノズルセンター付近まで低下させたプラント状態。
原子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業

正しく行われないと保有水喪失事象につながる可能性の伴う計画的なメンテナンス時の放水をいう。原 ・誤記訂正と記載の子炉容器からのドレンの可能性を伴う操作に伴ういかなる問題も、適正な保有水喪失（LOI）の基準を使用

子炉格納容器の排水の可能性を伴う操業に伴ういかなる問題も、適正な保有水喪失基準（LOI）を使用しして評価しなければならない。

て評価しなければならない。

保有水減少状態（PWR のみ）
ミッドループ運転状態等、原子炉冷却水系統の水位を下げた状態。また、１体以上の燃料集合体が原子炉容器内になければならない。
原子炉冷却系統開放
以下の場合、原子炉冷却系統は開放状態にあるとみなされる。

適正化

保有水減少状態（PWR のみ）
ミッドループ運転状態等、原子炉冷却水系統の水位を下げた状態。また、１体以上の燃料集合体が原子炉容器内になければならない。
原子炉冷却系統開放
以下の場合、原子炉冷却系統は開放状態にあるとみなされる。

PWR プラントの場合(1) 蒸気発生器による熱除去が持続できない。
（PWR のみ）(1) 蒸気発生器による熱除去が持続できない。

(2) フィードアンドブリードをサポートするのに十分な大きさの開口部が設けられている。開口部の例に(2) フィードアンドブリードをするのに十分な大きさのベントパスが設けられている。なお、ベントパス

記載の適正化は、加圧器マンホール開放、逃がし弁安全弁取り外し及び原子炉容器上蓋取り外しが含まれる。

記載の適正化の例には、加圧器マンホール開放、加圧器逃がし弁又は加圧器安全弁取り外し及び原子炉容器上蓋取・PWR には逃し安全

り外しが含まれる。

弁が無いので修正

BWR プラントの場合

運用の明確化(1)原子炉容器上蓋が取り外されている。

・最新 IMC を反映(2)原子炉容器上蓋はあるが、残留熱除去に対し、十分なベントパスが存在している。

し、BWR 分を追記

燃料取替用水タンク／復水貯蔵タンクの枯渇
燃料取替用水タンク又は復水貯蔵タンクのレベルが、原子炉冷却系統への注入を継続するために補給又は再循環（PWR のみ）が必要な水位に達した時点で発生する。
自己制御式原子炉保有水減少

燃料取替用水タンク／復水貯蔵タンクの枯渇
燃料取替用水タンク又は復水貯蔵タンクのレベルが、原子炉冷却系統への注入を継続するために補給又は再循環（PWR のみ）が必要な水位に達した時点で発生する。
自動制御式原子炉保有水減少

漏えいが、残留熱除去システムが原子炉冷却系統に取り付けられている場所より高いところで起こった漏えいが、残留熱除去システムが原子炉冷却系統に取り付けられている場所より高いところで起こった場合の保有水減少のことをいう。人が操作しなくても残留熱除去系統又は余熱除去系統が損なわれる前に場合の保有水減少のことをいう。人が操作しなくても残留熱除去系統又は余熱除去系統が損なわれないう

漏れが止まる。

ちに漏れが止まる。

停止操作

停止操作
4

- 167 -

記載の適正化・誤記訂正

停止操作は、少なくとも１つの燃料集合体が原子炉容器にあり、かつ残留熱除去又は余熱除去系統が運転中の場合に、高温停止、冷温停止及び燃料交換中に生ずる。
〇重要度決定の段階
スクリーニング（検査指摘事項の特性評価及び初期スクリーニング）
スクリーニングは、検査指摘事項を特性評価し、初期スクリーニングにより重要度が低い 「緑」又は

停止操作は、少なくとも１つの燃料集合体が原子炉容器にあり、かつ残留熱除去又は余熱除去系統が運転中の場合に、高温停止、冷温停止及び燃料交換中に生ずる。
〇重要度決定の段階
スクリーニング（検査指摘事項の特性評価及び初期スクリーニング）
スクリーニングは、検査指摘事項を特性評価し、初期スクリーニングにより重要度が低い 「緑」又「白」以上かを特定するために使用される。

は「白」以上かを特定するために使用される。

詳細リスク評価（リスク重要度の決定及び正当化）

詳細リスク評価（リスク重要度の決定及び正当化）

スクリーニングによって重要度が低いと判断されなかったものに対し、詳細リスク評価を実施する。
〇停止時における検査指摘事項の種類
前兆の検査指摘事項
以下の検査指摘事項をいう。

スクリーニングによって重要度が低いと判断されなかったものに対し、詳細リスク評価を実施する。
〇停止時における検査指摘事項の種類
前兆の検査指摘事項
以下の検査指摘事項をいう。

(1) ある事象の原因となる指摘（例えば、運転中の残留熱除去系又は余熱除去系の喪失）(1) ある事象の原因となる指摘（例えば、運転中の残留熱除去系又は余熱除去系の喪失）(2) ある事象の可能性を増大させる指摘(2) ある事象の可能性を増大させる指摘

状態の検査指摘事項
事象が起こった場合に、これを緩和する事業者の能力低下に係る指摘。待機中の残留熱除去系統又は余熱除去系に影響する指摘。
〇停止起因事象
残留熱除去系の喪失（LORHR）
残留熱除去系又は余熱除去系の機能喪失（残留熱除去系又は余熱除去系ポンプの故障など）又は外部電源の喪失以外のサポート系の故障による残留熱除去系又は余熱除去系の機能喪失など。
外部電源の喪失（LOOP）
残留熱除去系又は余熱除去系の機能喪失を引き起こす外部電源の喪失など。外部電源の喪失事象は発電所運転状態３（POS3）では評価されない。
原子炉保有水喪失（LOI）
BWR の低水位での残留熱除去系又は余熱除去系の自動隔離、ポンプの吸引喪失による残留熱除去系又は余熱除去系機能の機能喪失を引き起こすか又はその可能性のある原子炉冷却系統保有水の喪失など。

状態の検査指摘事項
事象が起こった場合に事象を緩和する事業者の能力低下に係る指摘。待機中の残留熱除去系統又は余熱除去系に影響する指摘。

記載の適正化
・簡素化〇停止起因事象
残留熱除去系の喪失（LORHR）
残留熱除去系又は余熱除去系の故障（残留熱除去系又は余熱除去系ポンプの故障など）又は外部電源以外の残留熱除去又は余熱除去サポート系の故障による残留熱除去系又は余熱除去系の喪失など。

記載の適正化・記載の明確化
・表現の整合外部電源の喪失（LOOP）
残留熱除去系又は余熱除去系機能の喪失を引き起こす外部電源の喪失など。外部電源の喪失事象は発電所運転状態３（POS3）では評価されない。

記載の適正化・主旨の明確化

原子炉保有水喪失（LOI）
BWR の低水位での残留熱除去系又は余熱除去系の自動隔離、ポンプの吸引喪失による残留熱除去系又は余熱除去系機能の喪失を引き起こすか又はその可能性のある原子炉冷却系統保有水の喪失など。

記載の適正化・表現の適正化

水位制御の喪失（LOLC） （PWR のみ）
この起因事象の区分には以下が含まれる。
(1) 運転員がミッドループ状態にするため、原子炉冷却系統の水位を下げすぎて残留熱除去系又は余熱除去系が喪失する状態になった場合(2) 運転員が、ミッドループ状態中に水位又は流量制御に失敗し、残留熱除去系又は余熱除去系機能が喪失する状態になった場合
オーバードレン（OD）

レベル制御の喪失（LOLC）
この起因事象の区分には以下が含まれる。

記載の適正化(1) 運転員がミッドループ状態にするため、原子炉冷却系統の水位を下げすぎて残留熱除去系又は余熱 ・ミッドループ運転
除去系が喪失する状態になった場合の記載のため PWR(2) 運転員が、ミッドループ状態中に水位又は流量制御を維持できず、残留熱除去系又は余熱除去系機能が喪失する状態になった場合
オーバードレン（OD）
5- 168 -に限定
・表現の適正化オーバードレンは水位制御の喪失の一部である。原子炉冷却系統が１つの目標レベル範囲から次に低い範囲へと排出されている間、最終的に求められる範囲内に放出が止まらない場合の事象を表す。

〇PWR の主な運転状態（POSs）
運転状態１

オーバードレンは水位維持の失敗の一部である。原子炉冷却系統が１つの目標レベル範囲から次に低い範囲へと排出されている間、最終的に求められる範囲内に放出が止まらない場合の事象を表す。

記載の適正化・表現の適正化〇PWR の主な運転状態（POSs）
運転状態１

この運転状態は余熱除去系が運転に入った時に始まる。原子炉冷却系統は、蒸気発生器の２次側にヒ

この運転状態は余熱除去系が運転に入った時に始まる。原子炉冷却系統は、蒸気発生器の２次側にヒートシンクとして利用できると考えられる十分な保有水がある場合に、崩壊熱除去が可能である。原子ートシンクとして利用できると考えられる十分な保有水がある場合に、崩壊熱除去が可能である。原子炉冷却系統では、加圧器において気泡が発生することがある。この運転状態は、原子炉冷却系統がベン

炉冷却系統では、加圧器において気泡が発生することがある。この運転状態は、原子炉冷却系統が通気記載の適正化トされ、蒸気発生器による余熱除去が維持できない状態の時に終了する。この運転状態は一般的にモーされ、余熱除去を維持できない状態の時に終了する。この運転状態は一般的にモード４（高温停止）、

・表現の適正化

ド４（高温停止）、及びモード５（冷温停止）の一部を含む。

及びモード５（冷温停止）の一部を含む。

運転状態２

運転状態２

この運転状態は、蒸気発生器による余熱除去が維持できず、かつフィードアンドブリードに対し十分

この運転状態は、蒸気発生器が炉心熱除去を維持できない時、又はフィードアンドブリードに十分な記載の適正化

な原子炉冷却系統のベントパスが存在する時に始まる。この運転状態には、モード５（冷温停止）の一

原子炉冷却系統の開口部が存在する時に始まる。この運転状態には、モード５（冷温停止）の一部及び・表現の適正化部及びモード６（燃料交換）が含まれる。ベントされた原子炉冷却系統での低水位運転及びミッドルー

モード６（燃料交換）が含まれる。開放された原子炉冷却系統での低水位運転及びミッドループ運転は

プ運転はこの運転状態の一部である。

この運転状態の一部である。

注：原子炉冷却系統の真空ベンディング中に発生する検査指摘事項は、運転状態１のイベントツリーを

注：原子炉冷却系統の真空ベンディング中に発生する検査指摘事項は、運転状態１のイベントツリーを

使用する。
運転状態３

使用する。
運転状態３

この運転状態は、原子炉キャビティ水位が保安規定に記載されている格納容器内の照射済燃料集合体

この運転状態は、原子炉キャビティ水位が保安規定に記載されている格納容器内の照射済燃料集合体の移動に必要な最低レベルかそれより高い時の停止状態を示す。この運転状態はモード６中に生じる。

の移動に必要な最低レベルかそれより高い時の停止状態を示す。この運転状態はモード６中に生じる。

〇BWR の主な運転状態
運転状態１〇BWR の主な運転状態
運転状態１

この運転状態は、残留熱除去系が運転に入った時に始まる。原子炉容器上蓋があり、原子炉冷却系統

この運転状態は、残留熱除去系が運転に入った時に始まる。運転員が介入しないで残留熱除去系機能

は閉じており、そのため運転員が介入しない残留熱除去系機能喪失の拡大は、残留熱除去系ポンプの締の喪失が拡大し、残留熱除去系ポンプの停止ヘッドより上部で原子炉冷却系統の再加圧につながるよ

切揚程以上の再加圧につながる可能性がある。

う、格納容器蓋はかぶさった状態で、原子炉冷却系統は閉まっている。

運転状態２

記載の適正化・誤記

運転状態２

この運転状態は、(1)原子炉容器上蓋が取り外され、原子炉容器の水位が保安規定に記載されている照この運転状態は、(1)格納容器蓋が取り外され、圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉

記載の適正化

射済燃料集合体の移動に必要な最低レベルより低い場合、又は(2)原子炉容器上蓋はあるが残留熱除去に

圧力容器内の照射済燃料集合体の移動に必要な最低レベルより低い場合、又は(2)格納容器蓋はかぶさ

・誤記訂正

十分な原子炉冷却系統のベントパスがある場合の停止状態を示す。

っているが崩壊熱除去に十分な原子炉冷却系統の通気路がない場合の停止状態を示す。

運転状態３
この運転状態は、原子炉容器の水位が保安規定に記載されている照射済燃料集合体の移動に必要な最低レベル以上である場合の停止状態を示す。この運転状態はモード５（燃料交換）の間中に生ずる。

運転状態３
この運転状態は、原子炉圧力容器の水位が保安規定に記載されている原子炉圧力容器の範囲内の照射
済燃料集合体の移動に必要な最低レベルに等しいかそれ以上である場合の停止状態を示す。この運転状
態はモード５（燃料交換）の間中に生ずる。

6- 169 -

記載の適正化4 指針

44.1 本附属書の適用について

指針
4.1 本附属書の適用について

本附属書は、燃料交換停止、強制停止及び保守停止時に適用可能であり、プラントが残留熱除去系又本附属書は、燃料交換停止、強制停止及び保守停止時に適用可能であり、プラントが残留熱除去系又は余熱除去系による冷却開始した時から、プラントが昇温され残留熱除去系又は余熱除去系を待機状態

は余熱除去系による冷却開始した時から、プラントが昇温され残留熱除去系又は余熱除去系を待機状態にするまでの間適用される。

にするまでの間適用される。

注：上記以外の場合、検査官は以下を確認しつつ、出力運転時における重要度評価手法（原子力安全に

注：上記以外の場合、検査官は以下を確認しつつ、出力運転時における重要度評価手法（原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの附属書１）を用いる。
(1)崩壊熱が最大出力時に比べて少なく、潜在的に運転員による回復操作にもっと時間のある可能性がある。

係る重要度評価に関するガイドの附属書１）を用いる。
(1)崩壊熱が最大出力時に比べて少なく、潜在的に運転員による回復操作に時間がかかる可能性がある。

(2)緩和系統の中には、自動操作ではなく手動操作が必要なものがある。

(2)緩和系統の中には、自動操作ではなく手動操作が必要なものがある。

(3)格納容器隔離系には動作可能性が要求されていないものがあり、閉じ込め機能の喪失の可能性が増(3)格納容器隔離系の中に、動作可能でないものがあり、閉じ込め機能の喪失可能性が大きいものが加する。
プラントが停止していても、残留熱除去系又は余熱除去系の運転要求がなく、炉心の冷却を行っていない状態の場合、本附属書を適用しない。

ある。

記載の適正化・誤記訂正ない状態の場合、本附属書を適用しない。
本附属書は、検査指摘事項を２つの区分で評価するために使用する：１つ目の区分はある事象を実際に引き起こすか、又は事象の可能性を増大させるもの（前兆の検査指摘事項）で、２つ目の区分はあるに引き起こすか、又は事象の可能性を増大させるもの（先行所見）で、２つ目の区分はある事象を緩和

事象を緩和させる能力に影響するもの（状態の検査指摘事項）である。

させる能力に影響するもの（条件付き所見）である。

対象となる一般的な事象は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失、原子炉冷却系保有水の流出並びに対象となる一般的な事象は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失、原子炉冷却系保有水の流出並びに低温加圧（LTOP）事象及び反応度事象である。もう１つの事象は、4.4 で記載されている水位維持の失低温加圧（LTOP）事象及び反応度事象である。もう１つの事象は、4.4 で記載されている水位維持の失

敗である。

敗である。

反応度添加事象、水位制御の喪失である。残留熱除去系又は余熱除去系統の喪失には、それらの設備の・誤記訂正

プラントが停止していても、残留熱除去系又は余熱除去系の運転要求がなく、炉心の冷却を行ってい

本附属書は、検査指摘事項を２つの区分で評価するために使用する：１つ目の区分はある事象を実際注目すべき典型的な事象は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失、原子炉保有水喪失、低温過加圧、記載の適正化

残留熱除去系又は余熱除去系の喪失には、残留熱除去系又は余熱除去系統の隔離、外部電源の喪失

記載の適正化

運用の明確化

隔離、外部電源の喪失（LOOP）、稼働中のポンプの故障、それぞれの熱交換器への冷却故障、系統水流の（LOOP）、稼働中のポンプの故障、残留熱除去系又は余熱除去系のそれぞれの熱交換器への冷却故障、 ・最新の NRC の検査
系統水流の不具合（例：原子炉冷却系統から離れた流水分岐など）を含む（ただし、これらに限らない ガイドを反映

不具合（例：原子炉冷却系統から離れた流水分岐など）を含む（ただし、これらに限らないこともある）。

こともある）。

保有水の流出は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失に至らない場合があるが、いずれにせよ、全ての保有水の流出は詳細分析のために適切に評価しなければならない。

4.2 目的
本附属書は、停止時の検査指摘事項の安全重要度評価に使用され、その結果には、以下の２つがある（図１参照）；

保有水の流出は、残留熱除去系又は余熱除去系の喪失に至らない場合があるが、いずれにせよ、全ての保有水の流出は詳細分析のために適切に評価しなければならない。

4.2 目的
本附属書は、停止時の検査指摘事項の安全重要度評価に使用され、その結果には、以下の２つがある（図１参照）；(1)検査指摘事項のリスクの重大性を判断するために定量的評価が必要となるもの(1)検査指摘事項のリスクの重大性を判断するために定量的評価が必要となるもの(2)リスク重要度が非常に低い「緑」としてスクリーニングできるもの(2)リスク重要度が非常に低い「緑」としてスクリーニングできるもの

4.3 緩和能力

4.3 緩和能力

本附属書の添付１は、事業者が適切な緩和能力を維持していることを確認するため、停止時操作に関

本附属書の添付１は、事業者が適切な緩和能力を維持していることを確認するため、停止時操作に関するスクリーニング質問事項を別紙２から５までに定めている。スクリーニング質問事項は、運転モーするスクリーニング質問事項を別紙２から５までに定めている。スクリーニング質問事項は、運転モー
7- 170 -

ド、沸騰までの時間、原子炉冷却系水位及び原子炉冷却系の系統構成によって決まる、全ての運転状態

ド、沸騰までの時間、原子炉冷却系水位及び原子炉冷却系の構成によって決まる、全ての運転状態に対に対応している。別紙２から５までを完了するに当たっては、検査官は別紙１の表１を使用する。表１

応している。別紙２から５までを完了するに当たっては、検査官は別紙１の表１を使用する。表１には、には、停止中に維持していることが好ましい機器、系統、計装装置、方針及び手順がセットになってい停止中に維持していることが好ましい機器、系統、計装装置、方針及び手順がセットになっている。

る。

記載の適正化

表１ は、５つの停止安全機能により分類されている。５つの停止安全機能とは、崩壊熱除去、保有

表１ は、５つの停止安全機能により分類されている。５つの停止安全機能とは、崩壊熱除去、保有水制御、電源利用可能性、反応度制御及び格納容器閉じ込めである。該当スクリーニング質問が満たされ

水制御、電源利用可能性、反応度制御及び格納容器閉じ込めである。該当スクリーニング質問が満たされているか確認し、「緑」と特定されない場合には、詳細リスク評価を行うこととなる。

ているか確認し、「緑」と特定されない場合には、詳細リスク評価を行うこととなる。

4.4 停止時中の水位維持の失敗（PWR のみ）

4.4 停止時中の水位維持の失敗（PWR のみ）

安全重要度決定プロセスの一環として、停止中に事業者が事象の発生を最小化し緩和能力を維持する

安全重要度決定プロセスの一環として、停止中に事業者が事象の発生を最小化し緩和能力を維持する

ことの確認に加え、原子力検査官は水位維持の失敗を示す状態又は事象の監視も行う。本附属書の添付

ことの確認に加え、原子力検査官は水位維持の失敗を示す状態又は事象の監視も行う。本附属書の添付

１に記載の状態が生じた場合、その検査指摘事項は定量的に評価される必要がある。

１に記載の状態が生じた場合、その検査指摘事項は定量的に評価される必要がある。

4.5 定量評価を必要とする所見

4.5 定量評価を必要とする所見

スクリーニングの結果、検査指摘事項を定量的に評価する必要がある場合、その検査指摘事項について詳細リスク評価を実施する。

スクリーニングの結果、検査指摘事項を定量的に評価する必要がある場合、その検査指摘事項について詳細リスク評価を実施する。

〇 改正履歴〇 改正履歴

改正

改正日

改正の概要

０

2020/04/01

１

2021/07/21

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

備考

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化

２

改正に伴う修正

スクリーニング（添付1）

スクリーニング（添付1）

「緑」と
判定可能？

YES

「緑」と
判定可能？

緑

NO

緑

NO

NO

停止時PRAモデルが使用可能
か？

YES

YES

停止時PRAモデルが使用可能か？

詳細リスク評価 （添付2）

ΔCDF

赤

黄

白

緑

NO

YES

詳細リスク評価 （添付2）

ΔCDF

赤

黄

白

緑

10-4 10-5 10-6

10-4 10-5 10-6
定性的評価（付属書9）

定性的評価（付属書9）8- 171 -

図１ スクリーニング及び詳細リスク評価のフロー＜添付資料＞

図１ スクリーニング及び詳細リスク評価のフロー＜添付資料＞

添付１ 初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

添付１

初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

添付２ 詳細リスク評価

添付２

詳細リスク評価

添付１ 初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

1 適用
本資料は、リスク上重要と考えられる「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」又は「重添付１ 初期スクリーニング及び検査指摘事項の特性化（スクリーニング）

1 適用
本資料は、リスク上重要と考えられる「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に該当するプラント停止時の検査指摘事項についての初期ス 大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に該当するプラント停止時の検査指摘事項についての初期ス
クリーニングを示すものである。このスクリーニングによってリスク上極めて影響が低い検査指摘事項を特 クリーニングを示すものである。このスクリーニングによってリスク上極めて影響が低い検査指摘事項を特定し、それ以上の規制対応は不要とするものである。本スクリーニングは、プラント停止時において、炉内定し、それ以上の規制対応は不要とするものである。本スクリーニングは、プラント停止時において、炉内に燃料があり、残留熱除去又は崩壊熱除去により系統が通常の温度及び圧力に管理されている状況においてに燃料があり、残留熱除去又は崩壊熱除去により系統が通常の温度及び圧力に管理されている状況において使用することとし、それ以外の状況については、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の使用することとし、それ以外の状況については、「GI0007

添付１に示される初期評価に戻ることとする。

の添付１に示される初期評価に戻ることとする。

2 開始条件

2 開始条件

個別事項の安全重要度評価を開始する前に、検査官は、「GI0008 検査気付き事項のスクリーニングに関す

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」

個別事項の安全重要度評価を開始する前に、検査官は、「GI0008

検査気付き事項のスクリーニングに関るガイド」に従い、事項のリスク上の重要度を判断し、その事項が炉内に燃料がある状態でのプラント停止 するガイド」に従い、事項のリスク上の重要度を判断し、その事項が炉内に燃料がある状態でのプラント停中に関するものである場合は、以降に示すプラント停止時の初期スクリーニングを実施する。

止中に関するものである場合は、以降に示すプラント停止時の初期スクリーニングを実施する。

3 スクリーニングの概要

3 スクリーニングの概要

プラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中の事象又は状態のリス

プラント停止時に安全重要度評価は、定量的なリスク手法に基づきプラント停止中の事象又は状態のリスクを把握するものである。停止中の事項を含み、軽微を超えると判断された全ての事項は安全重要度評価ガ クを把握するものである。停止中の事項を含み、軽微を超えると判断された全ての事項は安全重要度評価ガ
イドの添付 1 を用いて初期評価が行われる。検査指摘事項が「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込 イドの添付 1 を用いて初期評価が行われる。検査指摘事項が「発生防止」、「拡大防止・影響緩和」、「閉じ込めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に影響を及ぼす場合は、「GI0007 原子力 めの維持」又は「重大事故等対処及び大規模損壊対処」の監視領域に影響を及ぼす場合は、「GI0007

原子安全に係る重要度評価に関するガイド」の添付１の表３により、検査官は適用する安全重要度評価手法を選 力安全に係る重要度評価に関するガイド」の添付１の表３により、検査官は適用する安全重要度評価手法を定する。プラント停止時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用する。検査官は、「GI0007 原子力安全に係 選定する。プラント停止時の検査指摘事項の場合は本附属書を適用する。検査官は、「GI0007

原子力安全る重要度評価に関するガイド」の添付１の表１、２における検査指摘事項の初期評価からの情報を活用する に係る重要度評価に関するガイド」の添付１の表１、２における検査指摘事項の初期評価からの情報を活用
が、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の添付１で指示される場合に表３のステップ B

するが、「GI0007

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の添付１で指示される場合に表３のステ

においてこの附属書に移行する。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問の目的は、詳細リスク評 ップ B においてこの附属書に移行する。本附属書に示されるスクリーニングに関する質問の目的は、詳細リ価でのより詳細な解析に入る前に、「緑」に評価できるものを判断することである。
スクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官は、影響をスク評価でのより詳細な解析に入る前に、「緑」に評価できるものを判断することである。
スクリーニングは現場の検査官が実施し、必要に応じ本庁の支援を受けるものとする。検査官は、影響を受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘事項の重要度を決定す 受けた構築物・系統・機器、劣化の内容及び劣化した状態の継続期間など、検査指摘事項の重要度を決定す
9- 172 -

るための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全重要度評価の初期段階から事業者 るための情報を収集する。検査官は、事業者からの提供準備が整えば安全重要度評価の初期段階から事業者のリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の枠組みを活用して事業者側の入力や仮定の妥 のリスクに関する知見を入手すべきであり、安全重要度評価の枠組みを活用して事業者側の入力や仮定の妥
当性を評価していくこととする。

表１
安全機能
残留熱除去

保有水管理

電源利用可
能性

反応度制御

主要システム当性を評価していくこととする。

サポートシステム 残留熱除去
 交流電源 余熱除去 直流電源 停止時冷却 RHR 熱交換器
(SDC)
 補機冷却系（PWR）
 蒸 気 発 生 器  電動式逃がし弁（PWR）（PWR）
 計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入 フィード＆ブ
口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
リード（低圧注
温度計）（原子炉容器上蓋が取り付けられ入、高圧注入、た PWR のみ）充 て ん 系 ）  補機冷却海水系（BWR）（PWR）
 逃がし安全弁（BWR）
 制 御 棒 駆 動 系  訓練
（BWR）
 手順
 炉 心 ス プ レ イ  沸騰までの時間と炉心露出までの時間（BWR） 低圧注入 ドレン流出隔離弁
 高圧注入 AC 電源 充てん系（PWR）  DC 電源
 制 御 棒 駆 動 系  RHR 熱交換器
（BWR）
 RHR 逃がし弁
 炉 心 ス プ レ イ  電動式逃がし弁（PWR）（BWR）
 計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
温度計）（原子炉容器上蓋が取り付けられた PWR のみ）
 逃がし安全弁（BWR）
 訓練
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間
 非 常 用 デ ィ ー  AC と DC 母線
ゼル発電機
 バッテリとバッテリ充電器
 外部電源供給
 電気発電機 外部変圧器
 インバータ 外 部 イ ン バ ー  訓練タ
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間
 原 子 炉 保 護 系  AC 電源（RPS） DC 電源 制 御 棒 及 び 関  核計装
連駆動機構
 訓練
 化 学 体 積 制 御  手順系（PWR）
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間
 ホウ酸水注入系（BWR）

起因事象シナリオ RHR 喪失 SDC 喪失
 外部電源喪失
 保有水流失
 オーバードレン（PWR）
 水位制御喪失（LOLC）（PWR）
 補機冷却水喪
失（CCW）（PWR）
 補機冷却海水
系 喪 失 （ RSW ）
（BWR）

表１
安全機能

主要システム

サポートシステム

残留熱除去

 残留熱除去
 余熱除去 停止時冷却 蒸 気 発 生 器（PWR） フィード＆ブ
リード（低圧注
入、高圧注入、蓄圧系）（PWR）
 制御棒駆動系（BWR）
 炉心スプレイ（BWR） 交流電源 直流電源 RHR 熱交換器
 補機冷却系（PWR）
 電動式逃がし弁（PWR）
 計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた
PWR のみ） 余熱除去所内用水（PWR）
 逃がし安全弁（BWR）
 訓練
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間

 保 有 水 喪 失（LOI） オーバードレ
ン（OD）
（PWR）
 水位制御喪失（LOLC）
（PWR）

保有水管理

 全起因事象因
子

電源利用可
能性

 反応度（偶発的
臨界）

反応度制御

 低圧注入 ドレンダウン隔離弁
 高圧注入 AC 電源 充てん系（PWR）  DC 電源
 制 御 棒 駆 動 系  RHR 熱交換器
（BWR）
 RHR 逃がし弁
 炉 心 ス プ レ イ  電動式逃がし弁（PWR）（BWR）
 計装（例えば RCS 水位、RHR 熱交換器入口／出口温度と RHR 流量指示、炉心出口
温度計）（原子炉上蓋が取り付けられた
PWR のみ） 逃がし安全弁（BWR）
 訓練
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間
 非 常 用 デ ィ ー  AC と DC 母線
ゼル発電機
 バッテリとバッテリ充電器
 外部電源供給
 電気発電機 外部変圧器
 インバータ 外 部 イ ン バ ー  訓練タ
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間
 RPS
 AC 電源 制 御 棒 関 連 駆  DC 電源
動機構
 核計装
 化 学 体 積 制 御  訓練系（PWR）
 手順
 ホ ウ 酸 水 注 入  沸騰までの時間と炉心露出までの時間
系（BWR）

10- 173 -

起因事象シナリオ RHR 喪失 SDC 喪失
 外部電源喪失
 保有水流失
 オーバードレン（PWR）
 レベル制御喪失 （LOLC）（PWR）
 補機冷却水流
出（CCW）（PWR）
 余熱除去所内
用 水 流 出（RHRSW）（PWR）
 保 有 水 流 出（LOI） オーバードレン（OD）（PWR）
 レベル制御喪失（LOLC）（PWR）

 全起因因子 反応度（偶発的臨界）

記載の適正化

格納容器

 水素制御 格納容器閉じ
込め能力
 貫通部

 AC 電源 全起因事象因 DC 電源子
 ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
 仮設閉じ込め/貫通部
 訓練
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間

この表は全てを含んでいない。検査官が重要度評価を行う際に考慮すべき重要な設備や主要な機能の概要を示している。

 水素制御 格納容器封鎖
能力
 貫通部

格納容器

 AC 電源 全起因因子 DC 電源 ハッチを閉じる動力（AC 電源喪失想定）
 仮設封鎖/貫通部
 訓練
 手順
 沸騰までの時間と炉心露出までの時間

記載の適正化・表の記載項目に限（新設）

定しないことを明
別紙１ スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）
ステップ１：検査指摘事項の初期スクリーニング

別紙１ スクリーニングの利用ガイド（検査指摘事項の初期スクリーニング及び整理）
ステップ１：検査指摘事項の初期スクリーニング

注意：ほとんどの停止中の指摘事項のリスクの結果は、運転員の操作ミスの確率により決まってく

注意：ほとんどの停止中の指摘事項のリスクの結果は、運転員の操作ミスの確率により決まってくる。停止中の指摘事項のリスクを評価するときは、運転員の対応に影響を及ぼす条件や事象についる。停止中の指摘事項のリスクを評価するときは、運転員の対応に影響を及ぼす条件や事象について認識することが重要である。

て認識することが重要である。

1.1 現在の PWR の設計では、プラント停止中の自動安全作動システムを有していない。また、現在の1.1 現在の PWR の設計では、プラント停止中の自動安全作動システムを有していない。また、現在のBWR の設計では、冷温停止及び燃料取替において低水位での自動注入機能は要求されていない。

BWR の設計では、冷温停止及び燃料取替において低水位での自動注入機能は要求されていない。

ゆえに、多くの検査指摘事項のリスク重要度は運転員による問題の判断と適切な操作対応に頼るゆえに、多くの検査指摘事項のリスク重要度は運転員による問題の判断と適切な操作対応に頼ることになる。運転操作対応の成功は、手順書、余裕時間、影響緩和対応の複雑さ、訓練、問題のことになる。運転操作対応の成功は、手順書、余裕時間、影響緩和対応の複雑さ、訓練、問題の判断能力等に依存する。よって、プラント停止中の指摘事項に対する初期スクリーニングを評価

判断能力等に依存する。よって、プラント停止中の指摘事項に対する初期スクリーニングを評価する際には、停止時の起因事象に対する運転員の判断と操作対応の能力に影響を及ぼす条件や事する際には、停止時の起因事象に対する運転員の判断と操作対応の能力に影響を及ぼす条件や事象について認識しておくことが重要である。評価している事項について疑問や不明があれば、本象について認識しておくことが重要である。評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

庁に問い合わせること。

1.2 表１に、プラント停止時に安全上重要となる主要な安全機能とシステムを示す。検査官は別紙２

1.2 表１に、プラント停止時に安全上重要となる主要な安全機能とシステムを示す。検査官は別紙２～５を完成させるに当たってこの表を活用する。この表は、停止時のリスクに影響を及ぼし得る～５を完成させるに当たってこの表を活用する。この表は、停止時のリスクに影響を及ぼし得る

人的行為及び機器の両方に対して考えられる全ての影響を集めようとしたものである。検査官は人的行為及び機器の両方に対して考えられる全ての影響を集めようとしたものである。検査官は

この表の情報を使って、別紙２～５のどのカテゴリーが個別の検査指摘事項により影響を受けた

この表の情報を使って、別紙２～５のどのカテゴリーが個別の検査指摘事項により影響を受けたかを決定する。

かを決定する。

1.3 当該検査指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特定

1.3 当該検査指摘事項が停止中の原子炉の安全に影響を及ぼす場合は、影響を受けた監視領域を特定

する。

する。

□ 発生防止□発生防止□ 拡大防止・影響緩和□

拡大防止・影響緩和□ 閉じ込めの維持□

閉じ込めの維持

注記：複数の監視領域に影響を及ぼす検査指摘事項の重要度を評価する場合は、当該検査指摘事

注記：複数の監視領域に影響を及ぼす検査指摘事項の重要度を評価する場合は、当該検査指摘事

項のドミナント（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。

項のドミナント（支配的な）リスクを最も反映する監視領域に割り当てることとする。

11- 174 -

記

引き続き、スクリーニング質問に回答する。

引き続き、スクリーニング質問に回答する。

1.4 スクリーニング質問に回答し、別紙における決定論理を用いて当該事項を「緑」として特定でき

1.4 スクリーニング質問に回答し、別紙における決定論理を用いて当該事項を「緑」として特定できるかどうか判断する。別紙に示されている事例は全てを網羅しているわけではないことに留意するかどうか判断する。別紙に示されている事例は全てを網羅しているわけではないことに留意すること。評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

ること。評価している事項について疑問や不明があれば、本庁に問い合わせること。

ステップ２：当該事項を「緑」にスクリーニングできれば、所定の様式に従い文書化する。

ステップ２：当該事項を「緑」にスクリーニングできれば、所定の様式に従い文書化する。

ステップ３：当該事項を「緑」以外にスクリーニングした場合は、別紙２～５でのスクリーニング質問によ ステップ３：当該事項を「緑」以外にスクリーニングした場合は、別紙２～５でのスクリーニング質問による指示に従い、詳細リスク評価又は定性的基準を用いるリスク評価を実施する。この評価の実施

る指示に従い、詳細リスク評価又は定性的基準を用いるリスク評価を実施する。この評価の実施に当たっては本庁に連絡すること。

に当たっては本庁に連絡すること。

別紙２ 発生防止のスクリーニングに関する質問

別紙２ 発生防止のスクリーニングに関する質問

A. プラント停止時の起因事象

A. プラント停止時の起因事象

1. 当該検査指摘事項によりプラント停止時の起因事象の発生可能性が高まるか？

1. 当該検査指摘事項によりプラント停止時の起因事象の発生可能性が高まるか？

起因事象は表 1 の起因事象シナリオを基に検討する。

（起因事象）

記載の適正化・ PWR・起因事象は記載内–

RCS インベントリ喪失

容に限定せず、
表に–

RHR1 トレイン喪失事象基づき検討するこ–

接続システム LOCA 及び保修による LOCA

とを明記

–

外部電源喪失事象–

反応度投入事象

・ BWR–

運転中の RHR の故障（外部電源喪失を除く。）–

外部電源喪失による RHR の故障–

配管破断 LOCA–RHR からの LOCA□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

B. 冷却材喪失事故 － インベントリ喪失に係る起因事象

B. 冷却材喪失事故 － インベントリ喪失に係る起因事象

2. インベントリ喪失事象は結果として、漏えいが検知されない及び／又は 24 時間以内に軽減されない場合 2. インベントリ喪失事象は結果として、漏えいが検知されない及び／又は 24 時間以内に軽減されない場合に運転中の残留熱除去系統の失敗（例、運転中の残留熱除去ポンプのホットレグ・サクションより水位が低下するような状況（PWR）、停止時冷却隔離レベル３設定点まで水位が低下するような状況（BWR））に至低下するような状況（PWR）、停止時冷却隔離レベル３設定点まで水位が低下するような状況（BWR））に至るような漏えいであったか？

るような漏えいであったか？

□に運転中の残留熱除去系統の失敗（例、運転中の残留熱除去ポンプのホットレグ・サクションより水位がはい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む
12- 175 -

□

いいえ → 次へ進む

3. 当該インベントリ喪失事象は運転中の残留熱除去系統へ影響を及ぼす前に漏えいが止まるような自己制□

いいえ → 次へ進む

3. 当該インベントリ喪失事象は運転中の残留熱除去系統へ影響を及ぼす前に漏えいが止まるような自己制

御的なものか？

御的なものか？

□はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

C. 過渡事象の起因となる事象

C. 過渡事象の起因となる事象

4. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が原子炉キャビティ満水時に発生したか？

4. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が原子炉キャビティ満水時に発生したか？

□

はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

5. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が、原子炉冷却系インベントリが有効燃料頂部（TAF）まで蒸発 5. 外部電源喪失事象 － 起因となる事象が、原子炉冷却系インベントリが有効燃料頂部（TAF）まで蒸発する時間が外部電源の復旧に要する時間よりも短くなるような場合に発生したか？

する時間が外部電源の復旧に要する時間よりも短くなるような場合に発生したか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

6. RHR 機能喪失事象 － 起因となる事象が原子炉キャビティ満水時に発生したか？

6. RHR 機能喪失事象 － 起因となる事象が原子炉キャビティ満水時に発生したか？

□

はい → 次へ進む□

はい → 次へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 詳細リスク評価へ進む

7. 水位維持失敗又はオーバードレン － PWR の場合、起因となる事象は保有水が減少し原子炉水位が低下 7. 水位維持失敗又はオーバードレン
した時に発生したか？

－

PWR の場合、起因となる事象がミッドループ運転時に発生したか？

記載の適正化・オーバードレンは
ミッドループ運転□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進むに限定するもので□いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

ないことから修正
原文に沿って修正

D.

外部事象に係る起因事象

D.

外部事象に係る起因事象

8. 当該検査指摘事項は、
プラント停止時の起因事象を引き起こしうる火災又は内部／外部溢水の発生可能性 8. 当該検査指摘事項は、プラント停止時の起因事象を引き起こしうる火災又は内部／外部溢水の発生可能を高めるものか？

性を高めるものか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

13

- 176 -

別紙３ 影響緩和のスクリーニングに関する質問

別紙３ 影響緩和のスクリーニングに関する質問

A. 緩和系の構築物、系統及び機器 (SSC)と機能性

A. 緩和系の SSC 及び機能性

1. 当該検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその運1. 当該検査指摘事項が、緩和系の SSC の設計又は適格性に影響を与える劣化である場合、当該 SSC はその用性又は機能性を維持しているか？

運用性又は機能性を維持しているか？

□

はい → 緑とする□

はい → 緑とする□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

2. 当該検査指摘事項は、安全機能の喪失を示しているか？

2. 当該検査指摘事項は、安全機能の喪失を示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

3. 当該検査指摘事項は、少なくとも１トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて 3. 当該検査指摘事項は、少なくとも１トレインの安全機能が保安規定の許容待機除外時間（AOT）を超えて実際に機能喪失していること、又は２つの個別の（分離された）安全システムが AOT を超えて動作不能にな 実際に機能喪失していること、又は２つの個別の（分離された）安全システムが AOT を超えて動作不能になっていることを示しているか？

っていることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

4.a) キャビティが満水の場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画において 4.a) キャビティが満水の場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画におい保全重要度高に設定）とされ、保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 24て保全重要度高に設定）とされ、保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が 24

時間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

時間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

4.b) キャビティが非満水の場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画におい 4.b) キャビティが非満水の場合、当該検査指摘事項は、停止時においてリスク上重要（例、保全計画におて保全重要度高に設定）とされ保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が４時間

いて保全重要度高に設定）とされ保安規定に規定されていない機器の一つ以上のトレインの安全機能が４時を超えて実際に喪失していることを示しているか？

間を超えて実際に喪失していることを示しているか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

5.a) PWR で、キャビティが非満水の場合、当該検査指摘事項は、RCS 水位指示及び／又は炉心出口温度を悪5.a) PWR で、キャビティが非満水の場合、当該検査指摘事項は、RCS 水位指示及び／又は炉心出口温度を悪化させるか？

化させるか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む
14

- 177 -

記載の適正化5.b) BWR で、原子炉ウェルが非満水の場合、当該検査指摘事項は、動作可能であることの要求の有無にかか 5.b) BWR で、原子炉ウェルが非満水の場合、当該検査指摘事項は、動作可能であることの要求の有無にかか
わらず、原子炉容器の低水位における RHR の自動隔離の機能を劣化させるか？

わらず、原子炉容器の低水位における RHR の自動隔離の機能を劣化させるか？

□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

はい → 詳細リスク評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

B. 外部事象緩和システム（地震／火災／洪水／悪天候に対する防護の劣化）

B. 外部事象緩和システム（地震／火災／洪水／悪天候に対する防護の劣化）

6. 当該検査指摘事項は、別紙５の判断基準を用い、地震、溢水又は悪天候に係る起因事象により可能性とし 6. 当該検査指摘事項は、別紙５の判断基準を用い、地震、溢水又は悪天候に係る起因事象により可能性とてリスク上重要であるとみなされるか？

してリスク上重要であるとみなされるか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

C. 消防隊

C. 消防隊

7. 当該検査指摘事項は、消防隊の訓練や資格要件又は消防隊要員の配置に関わるものか？

7. 当該検査指摘事項は、消防隊の訓練や資格要件又は消防隊要員の配置に関わるものか？

□□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、また、
当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。



消防隊が火災訓練シナリオにおいて要求される消火時間を満足する能力があることを実証し、また、
当該検査指摘事項は、消防隊の火災に対する対応能力に大きな影響を与えなかった。



消防隊の要員が不足していた期間の全体の時間（暴露時間）が短かった（＜２時間）。

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む□

上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

消防隊の要員が不足していた期間の全体の時間（暴露時間）が短かった（＜２時間）。

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

8. 当該検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか？

8. 当該検査指摘事項は、火災に対する消防隊の対応時間に関わるものか？

□□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

消防隊の対応時間が、区域可燃物量制限を超過しなかった、設置されている火災検知器が機能した、又は安全停止の代替手段が影響を受けなかったなど、他の深層防護により緩和された。

消防隊の対応時間が、区域可燃物量制限を超過しなかった、設置されている火災検知器が機能した、又は安全停止の代替手段が影響を受けなかったなど、他の深層防護により緩和された。

当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関わった。



当該検査指摘事項は、自動消火システムを有するリスク上重要な火災区域に関わった。



事業者が適切な火災防護補償措置を講じた。



事業者が適切な火災防護補償措置を講じた。

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む□

上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 次へ進む□



いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

9. 当該検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

9. 当該検査指摘事項は、消火器、消火ホース、消火ホース格納庫に関わるものか？

□□

はい → 以下の項目が該当するかチェックする

はい → 以下の項目が該当するかチェックする
15- 178 -



劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。



劣化した火災障壁はなく、この火災シナリオでは消火のために水を使用する必要はなかった。



消火器や消火ホースが所在不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホース格納庫が近くにあっ

消火器や消火ホースが所在不明となった時間は短く、他の消火器又は消火ホース格納庫が近くにあっ

た。

た。
□

上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む□ 上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 緑とする□

上記の項目のうち少なくとも一つが該当する → 緑とする□

□ 上記の項目が一つも該当しない → 附属書９へ進む

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

別紙４ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

別紙４ 閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問

A. 原子炉冷却系統又は燃料バリア

A. 原子炉冷却系統又は燃料バリア

注：検査指摘事項が、炉心内における燃料集合体の装荷位置の誤り又は向きの誤りに関わる

注：検査指摘事項が、炉心内における燃料集合体の装荷位置の誤り又は向きの誤りに関わる

場合は、緑とする。
1.

2.

3.

低温過圧（LTOP）‐PWR について、当該指摘事項は、低温過圧時中又はそれが求められる場合に、不注

場合は、緑とする。
1.

低温過圧（LTOP）‐PWR について、当該指摘事項は、低温過圧時中又はそれが求められる場合に、不注

意な安全注入系の作動、加圧器逃がし弁（PORV）の動作不能又は同弁の設定値に関わるものか？

意な安全注入系の作動、加圧器逃がし弁（PORV）の動作不能又は同弁の設定値に関わるものか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 定性的基準を用いる安全重要度評価へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

アイスプラグ‐当該検査指摘事項は、アイスプラグの不具合の可能性を増大させるか？ または、当該 2.

アイスプラグ‐当該検査指摘事項は、アイスプラグの不具合の可能性を増大させるか？ または、当該可能性が緩和されない場合、残留熱除去系／余熱除去系の阻害又はインベントリ喪失事象を引き起こす

可能性が緩和されない場合、残留熱除去系／余熱除去系の阻害又はインベントリ喪失事象を引き起こす

可能性があるか？

可能性があるか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

蒸気発生器（SG）ノズル蓋‐当該検査指摘事項は、蒸気発生器ノズル蓋の不適切な設置（例：最初にホ3.

蒸気発生器（SG）ノズル蓋‐当該検査指摘事項は、蒸気発生器ノズル蓋の不適切な設置（例：最初にホットレグのマンホールを開け、最後にホットレグのノズル蓋を設置しなければならない）、不十分な原

ットレグのマンホールを開け、最後にホットレグのノズル蓋を設置しなければならない）、不十分な原子炉冷却系統のベントパス、ノズル蓋の欠陥又はノズル蓋の機能に関わるものか？

子炉冷却系統のベントパス、ノズル蓋の欠陥又はノズル蓋の機能に関わるものか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

4.a) 臨界‐PWR の場合、当該検査指摘事項は原子炉冷却系統のホウ素希釈事象の可能性又は実際の発生に関

4.a) 臨界‐PWR の場合、当該検査指摘事項は原子炉冷却系統のホウ素希釈事象の可能性又は実際の発生に関わるものか？

わるものか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

16

- 179 -

記載の適正化4.b) 臨界‐BWR の場合、当該検査指摘事項は正の反応度を投入する可能性があるか、又は実際に投入される

5.

4.b) 臨界‐BWR の場合、当該検査指摘事項は正の反応度を投入する可能性があるか、又は実際に投入される可能性のある 2 本以上の隣接する制御棒に関わるものか？

可能性のある 2 本以上の隣接する制御棒に関わるものか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

ドレン流出経路又は漏えい経路‐当該検査指摘事項は、ドレン流出経路又は漏えい経路を隔離する能力 5.

ドレンダウン経路又は漏えい経路‐当該検査指摘事項は、ドレンダウン経路又は漏えい経路を隔離するを低下させるか？

能力を低下させるか？

□

はい → 附属書９へ進む□

はい → 附属書９へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

B. 格納容器バリア

B. 格納容器バリア

6.

6.

7.

8.

当該検査指摘事項は、格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、エアロック、恒

当該検査指摘事項は、格納容器を閉鎖又は隔離する能力を低下させるか（機器搬入口、エアロック、恒設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）

設及び仮設の貫通部を含むがこれに限らない）□

はい → 附属書７へ進む□

はい → 附属書７へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

当該検査指摘事項は、原子炉格納容器（弁、貫通部、機器搬入口及びエアロック）の物理的健全性を低7.

当該検査指摘事項は、原子炉格納容器（弁、貫通部、機器搬入口及びエアロック）の物理的健全性を低下させるか？

下させるか？

□

はい → 附属書７へ進む□

はい → 附属書７へ進む□

いいえ → 次へ進む□

いいえ → 次へ進む

当該検査指摘事項は、格納容器に対する水素濃度制御に係る機能の実際の低下に関わるものか？

8.

当該検査指摘事項は、格納容器に対する水素濃度制御に係る機能の実際の低下に関わるものか？

□

はい → 附属書７へ進む□

はい → 附属書７へ進む□

いいえ → 緑とする□

いいえ → 緑とする

別紙５ 外部事象のスクリーニングに関する質問

1.

記載の適正化

別紙５ 外部事象のスクリーニングに関する質問

機器又は安全機能が完全に故障又は利用不能と想定される場合、次の 3 つの記述のいずれかが当てはま 1.

機器又は安全機能が完全に故障又は利用不能と想定される場合、次の 3 つの記述のいずれかが当てはまるか？ 外的起因事象発生中にそれを低減する目的のこの機器又は機能の喪失自体により：るか？ 外的起因事象発生中にそれを低減する目的のこの機器又は機能の喪失のみにより：記載の適正化・ 表１に用いられる起因事象のいずれかが生じるか？

・ 問題のプラントに対して、表１に用いられる起因事象のいずれかが生じるか？

記載の簡素化・ 複数トレインの安全系若しくは機能において、２つ以上のトレインを劣化させるか、又は唯一・ 複数トレインの安全系若しくは機能の２つ以上のトレインを劣化させるか、又は唯一利用可能

記載の適正化17- 180 -

利用可能なトレインを劣化させ、それによって安全機能全体が無効となるか？

なトレインを劣化させ、それによって安全機能全体が無効となるか？

・ 安全系又は安全機能をサポートする系統の１つ以上のトレインを劣化させるか？
□

はい

→

・ 安全系又は安全機能をサポートする系統の１つ以上のトレインを劣化させるか？

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考え□はいられるため、別紙 2 の 5 のスクリーニング質問事項に戻る。
□
2.

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えられるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。

いいえ → 次へ進む□

当該検査指摘事項は、確率的リスク評価（PRA）又は類似の分析を通じて事業者により特定される、外→2.

いいえ → 次へ進む

当該検査指摘事項は、確率的リスク評価（PRA）又は類似の分析を通じて事業者により特定される、外的事象による炉心損傷事故シーケンス（地震、溢水又は悪天候事象により引き起こされるもの）に寄与的事象による炉心損傷事故シーケンス（地震、溢水又は悪天候事象により引き起こされるもの）に寄与する安全機能の完全な喪失に関わるものか？

する安全機能の完全な喪失に関わるものか？

□

□

はい

→

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えはいられるため、別紙 2 の 5 のスクリーニング質問事項に戻る。
□

いいえ → 緑とする→

当該検査指摘事項は外的事象炉心損傷シーケンスにより潜在的にリスク上重要と考えられるため、別紙 2-5 のスクリーニング質問事項に戻る。
□

本資料は、リスク上重要と考えられ得る「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」の監視領域に該当する

添付２ 詳細リスク評価

1 適用
本資料は、リスク上重要と考えられ得る「発生防止」又は「拡大防止・影響緩和」の監視領域に該当する

プラント停止時の検査指摘事項についての詳細リスク評価の方法を示すものである。

プラント停止時の検査指摘事項についての詳細リスク評価の方法を示すものである。

2 開始条件

2 開始条件

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価に進む場合、本庁の検査官は、確率論的リスク評価モ

記載の適正化

いいえ → 緑とする

添付２ 詳細リスク評価

1 適用

記載の適正化

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価に進む場合、本庁の検査官は、確率論的リスク評価モ

デルを用いて、定量的なリスクの重要度を求め、求めたリスクの重要度を参考に個別事項の安全重要度を判 デルを用いて、定量的なリスクの重要度を求め、求めたリスクの重要度を参考に個別事項の安全重要度を判
断する。

断する。

3 評価の方法

3 評価の方法

詳細リスク評価において使用する確率論的リスク評価（PRA）モデルは、事業者が作成し原子力規制庁が確認したモデルがあればこれを用いるが、使用できない場合は、附属書９の定性評価を実施する。

詳細リスク評価において使用する確率論的リスク評価（PRA）モデルは、事業者が作成し原子力規制庁が確認したものがあれば、事業者の確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いる。確率論的リスク評価（PRA）
モデルが使用できない場合は、附属書９の定性評価を実施する。

添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価が必要となった事項について、以下の順で評価対象の添付１の初期スクリーニングにより詳細リスク評価が必要となった事項について、以下の順で評価対象の情報を整理し、リスクを算出する。

情報を整理し、リスクを算出する。

① 影響する期間の特定① 影響する期間の特定② 使用できない設備の特定② 使用できない設備の特定
18- 181 -

記載の適正化・記載の簡素化③ 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出
検査指摘事項による影響がプラントの出力運転時に影響する場合は、出力運転中のリスク及び停止中のリ
スクを足し合わせて、重要度を算出する。

3.1 余裕時間の特定③ 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出
検査指摘事項による影響がプラントの出力運転時に影響する場合は、出力運転中のリスク及び停止中のリ
スクを足し合わせて、重要度を算出する。

3.1 余裕時間の特定

検査指摘事項によってプラントに影響する期間の炉心燃料の崩壊熱を特定するとともに、同期間の冷却検査指摘事項によってプラントに影響する期間の炉心燃料の崩壊熱を特定するとともに、同期間の冷却材インベントリを特定する。特定した崩壊熱及び冷却材インベントリにより、以下の算出式から余裕時間

材インベントリを特定する。特定した崩壊熱及び冷却材インベントリにより、以下の算出式から余裕時間（∆t＋∆𝑡𝑏𝑜𝑖𝑙 ）を算出する。

（∆t＋∆𝑡𝑏𝑜𝑖𝑙 ）を算出する。

冷却材が 100℃になるまでの時間（∆t）

冷却材が 100℃になるまでの時間（∆t）∆t =𝐶𝑝 ∙ (𝜌 ∙ 𝑉) ∙ ∆𝑇𝑄∆t =𝐶𝑝 ∙ (𝜌 ∙ 𝑉) ∙ ∆𝑇
𝑄∆t

:冷却材が 100℃に到達する時間 [s]∆t:冷却材が 100℃に到達する時間 [s]𝐶𝑝:水の定圧比熱 [J/kgK]𝐶𝑝:水の定圧比熱 [J/kgK]𝜌:水の密度 [kg/m3]𝜌:水の密度 [kg/m3]

𝑉:全冷却材の体積 [m3]𝑉

:全冷却材の体積 [m3]∆𝑇

:初期温度と 100℃との差∆𝑇:初期温度と 100℃との差

𝑄:崩壊熱 [W]𝑄:崩壊熱 [W]

冷却材が燃料有効頂部（TAF）に至るまでの時間（∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙 ）冷却材が燃料有効頂部（TAF）に至るまでの時間（∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙 ）∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙 =𝑟 ∙ (𝜌 ∙ ∆𝑉)𝑄∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙 =𝑟 ∙ (𝜌 ∙ ∆𝑉)𝑄∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙: 冷却材が 100℃になった後、冷却材が燃料有効頂部に至るまでの時間∆t 𝑏𝑜𝑖𝑙: 冷却材が 100℃になった後、冷却材が燃料有効頂部に至るまでの時間𝑟:蒸発熱 [J/kg]𝑟:蒸発熱 [J/kg]

𝜌:水の密度 [kg/m3]𝜌:水の密度 [kg/m3]∆𝑉:燃料有効頂部までの冷却材の体積 [m3]∆𝑉

:燃料有効頂部までの冷却材の体積 [m3]𝑄

:崩壊熱 [W]𝑄:崩壊熱 [W]3.2 使用できない設備の特定

3.2 使用できない設備の特定プラントの停止中においては、設備のメンテナンス等により、運転している設備、待機している設備、プラントの停止中においては、設備のメンテナンス等により、運転している設備、待機している設備、

メンテナンス中の設備等が短期間のうちに変化する。このため、検査指摘事項によってプラントに影響す

メンテナンス中の設備等が短期間のうちに変化する。このため、検査指摘事項によってプラントに影響する期間中の設備の運転状態を整理し、使用できない設備を特定する。

る期間中の設備の運転状態を整理し、使用できない設備を特定する。

3.3 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出

3.3 炉心損傷確率又は炉心損傷頻度の増分の算出

PRA モデルを用いて、3.1 で特定した余裕時間及び 3.2 で特定した設備の状態を考慮して、起因事象が発確率論的リスク評価（PRA）モデルを用いて、３．１で特定した余裕時間及び 3.2 で特定した設備の状生していれば条件付炉心損傷確率（CCDP）を、緩和系の機能劣化であれば炉心損傷頻度の増分（ΔCDF）を態を考慮して、起因事象が発生していれば条件付炉心損傷確率（CCDP）を、緩和系の機能劣化であれば炉算出する。検査指摘事項によってプラントに影響する期間中に設備の運転状態が変更するものがあれば、心損傷頻度の増分（ΔCDF）を算出する。検査指摘事項によってプラントに影響する期間中に設備の運転

運転の状態毎に炉心損傷頻度の増分を算出する。

状態が変更するものがあれば、運転の状態毎に炉心損傷頻度の増分を算出する。

19- 182 -

記載の適正化・記載の簡素化検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（新旧対照表）1- 183 -

（下線部分は改正部分）
改

後

改

正

後

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド

検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008_r2）（GI0008_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目
1 目的

正

次

目

................................................................................ 3

1 目的

次

................................................................................ 3

2 適用範囲 .............................................................................. 3

2 適用範囲 .............................................................................. 3

3 用語の定義 ............................................................................ 3

3 用語の定義 ............................................................................ 3

4 スクリーニングの手順 .................................................................. 44 スクリーニングの手順 .................................................................. 4

添付１ 監視領域（小分類）の目的と属性 .................................................. 7

添付１ 監視領域（小分類）の目的と属性 .................................................. 7

参考資料 軽微事例集 ................................................................... 53

参考資料 軽微事例集 ................................................................... 53

1 目的

1 目的

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）の「2.3 検査指摘事項の重要度※

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）の「2.3 検査指摘事項の重要度評価」において記載している検査指摘事項の重要度評価（核燃料施設等 において行う検査指摘事項の評価」において記載している検査指摘事項の重要度評価（核燃料施設等※において行う検査指摘事項の評価を含む。
）に先立ち、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出し、重要度評価につなげるための判評価を含む。）に先立ち、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出し、重要度評価につなげるための判断（スクリーニング）を行うに当たっての手順を示すものである。

断（スクリーニング）を行うに当たっての手順を示すものである。

※ 製錬施設、加工施設、研究開発段階発電用原子炉施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵※

製錬施設、加工施設、研究開発段階発電用原子炉施設、試験研究用等原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設、使用施設等及び核原料物質の使用に係る施設

設

2 適用範囲2 適用範囲検査気付き事項があった場合に、当該事項を検査指摘事項とするかどうかのスクリーニングに適用す検査気付き事項があった場合に、当該事項を検査指摘事項とするかどうかのスクリーニングに適用する。なお、検査気付き事項については、本スクリーニングの結果を踏まえた検査指摘事項の重要度評価る。なお、検査気付き事項については、本スクリーニングの結果を踏まえた検査指摘事項の重要度評価とは別に、「GI0004 原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき規制措置の対応要否等の検討とは別に、「GI0004 原子力規制検査における規制措置ガイド」に基づき規制措置の対応要否等の検討も行うこととなる。

も行うこととなる。

3 用語の定義① 検査指摘事項

3 用語の定義① 検査指摘事項

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８で

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８で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の活動

定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。）の活動

状況の監視（＝検査）により、事業者の保安及び特定核燃料物質の防護のための業務に係る活動（以状況の監視（＝検査）により、事業者の保安及び特定核燃料物質の防護のための業務に係る活動（以下「安全活動」という。
）について、その目的が十分に達成されておらず、原子力安全又は核物質防下「安全活動」という。
）について、その目的が十分に達成されておらず、原子力安全又は核物質防護の維持に影響を与えていることが確認された事項。

護の維持に影響を与えていることが確認された事項。
2- 184 -

改正理由
改正に伴う修正

② 検査気付き事項
事業者の安全活動の監視により、安全活動の目的の達成状況が十分でないと懸念される事項（本ガイドに基づくスクリーニングにより検査指摘事項とするものも含む。
）③ 機能劣化② 検査気付き事項
事業者の安全活動の監視により、安全活動の目的の達成状況が十分でないと懸念される事項（本ガイドに基づくスクリーニングにより検査指摘事項とするものも含む。
）③ 機能劣化

原子力安全を維持、確保する機能に関わる設備やシステム等の状況が管理値を下回っている状態。

原子力安全を維持、確保する機能に関わる設備やシステム等の状況が管理値を下回っている状態。

管理値とは、事業者が安全な状況を維持していく上で設定しているものであり、一般的に規制要求

管理値とは、事業者が安全な状況を維持していく上で設定しているものであり、一般的に規制要求を満足しているかどうかを判断する上で、許認可等で確認されている値（設計確認値）から余裕をもを満足しているかどうかを判断する上で、許認可等で確認されている値（設計確認値）から余裕をもって設定されているものをいう。そのため、機能劣化がある場合においても、必ずしも規制要求を満って設定されているものをいう。そのため、機能劣化がある場合においても、必ずしも規制要求を満足していないわけではない。

足していないわけではない。

また、対象となる状況としては、設備等の性能（容量、出力等）だけでなく、設備等の性能を発揮

また、対象となる状況としては、設備等の性能（容量、出力等）だけでなく、設備等の性能を発揮させるための運転員の操作が確実に行われるための要員が確保されているか、確実に操作されるようさせるための運転員の操作が確実に行われるための要員が確保されているか、確実に操作されるよう手順等が明確にされているか等の運用上の体制も含むものである。

手順等が明確にされているか等の運用上の体制も含むものである。

④ パフォーマンス劣化④ パフォーマンス劣化

事業者が原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図した活動をその企図に即して実事業者が原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図した活動をその企図に即して実施できていない状態。すなわち、事業者が規制要求又は自主基準を満足することに失敗している状態

施できていない状態。すなわち、事業者が規制要求又は自主基準を満足することに失敗している状態であって、その失敗が合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったもの。

であって、その失敗が合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったもの。

設備等に機能劣化が見られる場合には、その直接的な原因となっている事業者の活動の問題点（例

設備等に機能劣化が見られる場合には、その直接的な原因となっている事業者の活動の問題点（例

えば、設備等の性能の管理値を下回っている状態が放置されていた場合には、対応する点検の不備）

えば、設備等の性能の管理値を下回っている状態が放置されていた場合には、対応する点検の不備）

を指す。

を指す。

4 スクリーニングの手順

4 スクリーニングの手順

原子力検査官は、検査気付き事項として懸念される状況において、意図的な不正行為を含む法令違反

運用の明確化

（法令に基づく規制要求を満足することに失敗している状態）の可能性が考えられる場合は、その旨を・意図的な不正行

原子力規制庁の担当部門に連絡し、担当部門と連携して事実関係等の調査、情報の収集、分析等を行為を含む法令違反う。なお、意図的な不正行為の有無についての最終的な判断は担当部門が行う。

がある場合のスク

意図的な不正行為を含む法令違反がない又はその可能性がない場合は、原子力検査官は、パフォーマ

リーニング手順をンス劣化に係る評価、及び法令違反に対する規制措置に係る深刻度の評価を並行して検討する。
(1) ステップ１： パフォーマンス劣化があるか？

明確化(1) ステップ１： パフォーマンス劣化があるか？

以下の二つの項目のどちらにも該当する場合は、パフォーマンス劣化があると判断する。

以下の二つの項目のどちらにも該当する場合は、パフォーマンス劣化があると判断する。

・原子力安全又は核物質防護を維持し、確保することに関して、事業者が規制要求(保安規定の品質・原子力安全又は核物質防護を維持し、確保することに関して、事業者が規制要求(保安規定の品質保証計画含む。) 又は自主基準を満足することに失敗している状態であるか。

保証計画含む。)又は自主基準を満足することに失敗している状態であるか。

・その失敗は合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったか。

・その失敗は合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であったか。

なお、検査気付き事項として懸念される状況においてパフォーマンス劣化があるかどうかを判断す

なお、検査気付き事項として懸念される状況においてパフォーマンス劣化があるかどうかを判断するに当たっては、原子力検査官は以下の点に留意して調査・分析を行い、パフォーマンス劣化があるるに当たっては、原子力検査官は以下の点に留意して調査・分析を行い、パフォーマンス劣化がある

場合には、次のステップに進むものとする。なお、パフォーマンス劣化ではないとしても、新知見等

場合には、次のステップに進むものとする。なお、パフォーマンス劣化ではないとしても、新知見等として事業者の安全活動の改善が望まれるものについては、事業者の改善措置活動の中で考慮されてとして事業者の安全活動の改善が望まれるものについては、事業者の改善措置活動の中で考慮されて3- 185 -

いることを確認して、対応を終了する。

いることを確認して、対応を終了する。

・検査気付き事項に関連する事業者の活動について、原子力安全又は核物質防護を維持し、確保する・検査気付き事項に関連する事業者の活動について、原子力安全又は核物質防護を維持し、確保するために企図している内容を確認し、その企図に即して実施できているか。また、あらかじめ決めらために企図している内容を確認し、その企図に即して実施できているか。また、あらかじめ決められた方法や計画どおりではないにしても、事業者が規制要求を許容可能な方法で満たしているか。

れた方法や計画どおりではないにしても、事業者が規制要求を許容可能な方法で満たしているか。

・原子力安全又は核物質防護の維持、確保の観点から、事業者が企図している内容が、規制要求に対・原子力安全又は核物質防護の維持、確保の観点から、事業者が企図している内容が、規制要求に対して十分なものになっているか。この判断に当たっては、論点となる規制要求事項に対する許認可して十分なものになっているか。この判断に当たっては、論点となる規制要求事項に対する許認可上の取扱い状況を確認し、関連する民間規格等も必要に応じて確認するとともに、必要に応じて原上の取扱い状況を確認し、関連する民間規格等も必要に応じて確認するとともに、必要に応じて原子力規制庁において専門的知見を有する職員から見解を聴取する。

子力規制庁において専門的知見を有する職員から見解を聴取する。

・検査気付き事項として懸念される状況は、これまでの経験や知見（共有が図られている他事業者か・検査気付き事項として懸念される状況は、これまでの経験や知見（共有が図られている他事業者からの情報を含む。
）から事業者が予測でき、予防する措置を講ずることができるものであったか、らの情報を含む。）から事業者が予測でき、予防する措置を講ずることができるものであったか、

また、その発生は防止すべきものであったか。

また、その発生は防止すべきものであったか。

(2) ステップ２： 確認されたパフォーマンス劣化は、活動目的を達成し、原子力安全又は核物質防護(2) ステップ２： 確認されたパフォーマンス劣化は、活動目的を達成し、原子力安全又は核物質防護を維持することに影響を与えているか？

を維持することに影響を与えているか？

機能劣化の程度を以下の観点から整理し、有意な機能劣化があると判断される場合は、当該パフォー

機能劣化の程度を以下の観点から整理し、有意な機能劣化があると判断される場合は、当該パフォー

マンス劣化を検査指摘事項として重要度評価のプロセスに移行し、その旨を本庁担当部門に報告する。

マンス劣化を検査指摘事項として重要度評価のプロセスに移行し、その旨を本庁担当部門に報告する。

具体的には、パフォーマンス劣化が以下の項目のいずれかに該当する場合は検査指摘事項となり、以具体的には、パフォーマンス劣化が以下の項目のいずれかに該当する場合は検査指摘事項となり、以下の項目のいずれにも該当しない場合は検査指摘事項とならない。

下の項目のいずれにも該当しない場合は検査指摘事項とならない。

・パフォーマンス劣化は、添付 1 に示す原子力規制検査における監視領域（小分類）の属性の一つに・パフォーマンス劣化は、添付 1 に示す原子力規制検査における監視領域（小分類）の属性の一つに関連付けられ、また、そのパフォーマンス劣化は関連する監視領域（小分類）の目的に悪影響を及関連付けられ、また、そのパフォーマンス劣化は関連する監視領域（小分類）の目的に悪影響を及

ぼしたか。

ぼしたか。

・パフォーマンス劣化は、事故の防止の機能の一部が喪失する等の原子力安全又は核物質防護上重大な事象につながる前兆として考えられるか。
・確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全又は核物質防護上重大な問題をもたらす可能性があるか。

・パフォーマンス劣化は、事故の防止の機能の一部が喪失する等の原子力安全又は核物質防護上重大な事象につながる前兆として考えられるか。
・確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全又は核物質防護上重大な問題をもたらす可能性があるか。
・パフォーマンスの劣化は安全実績指標に関係し、その安全実績指標のしきい値を超える原因となるものか。

運用の明確化・意図的な不正行
為を含む法令違反

検査指摘事項とならないものであっても、事業者においては是正処置等の観点で対応を検討する

検査指摘事項とならないものであっても、事業者においては是正処置等の観点で対応を検討するがある場合のスク必要があることから、事業者の改善措置活動の中で考慮されていることを確認し、軽微として分類さ必要があることから、事業者の改善措置活動の中で考慮されていることを確認し、軽微として分類さリーニング手順をれ対応を終了する。当該事案について通常は検査報告書において文書化されるものではなく、基本検れ対応を終了する。当該事案について通常は検査報告書において文書化されるものではなく、基本検明確化

査の中で改善措置活動の適切性を見ていくものとする。

査の中で改善措置活動の適切性を見ていくものとする。

ただし、軽微であっても、その是正処置が不十分なため、類似の事象が繰り返されている場合は

ただし、軽微であっても、その是正処置が不十分なため、類似の事象が繰り返されている場合はCAP 活動による継続的改善が効果的に実施されていないと判断されることから、検査指摘事項となる

CAP 活動による継続的改善が効果的に実施されていないと判断されることから、検査指摘事項となる場合がある。

場合がある。

上述の検討の参考として、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている

上述の検討の参考として、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋した事例集を参考資料に示す。

軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋した事例集を参考資料に示す。

参考資料の事例は一般的な状況での取扱いを整理したものであって、実際のスクリーニングにおいて参考資料の事例は一般的な状況での取扱いを整理したものであって、実際のスクリーニングにおいては、原子力施設等の実態、背景要因及び発生環境、その他の要因を含めて考慮して判断する。

は、原子力施設等の実態、背景要因及び発生環境、その他の要因を含めて考慮して判断する。
4- 186 -

上記ステップ 1 及びステップ２のスクリーニングに当たっては、事業者からその判断に資する情報

上記ステップ 1 及びステップ２のスクリーニングに当たっては、事業者からその判断に資する情報を収集することが必要である。原子力安全又は核物質防護に一義的な責任を有する事業者は、ある検査を収集することが必要である。原子力安全又は核物質防護に一義的な責任を有する事業者は、ある検査

気付き事項が「パフォーマンス劣化がない」又は「検査指摘事項ではない」と考える場合には、こうし気付き事項が「パフォーマンス劣化がない」又は「検査指摘事項ではない」と考える場合には、こうした情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠に基づき説明することが求められた情報によって、自らの考えの妥当性を十分な科学的・技術的根拠に基づき説明することが求められる。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には「検査指摘事項である」と判断する。

る。したがって、こうした説明が妥当性を欠く場合には「検査指摘事項である」と判断する。

図１に、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングのフローを示す。

図 1 に、検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングのフローを示す。

運用の明確化・意図的な不正行
為を含む法令違反がある場合のスク
リーニング手順を明確化

図１ 検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングフロー
図１ 検査気付き事項から検査指摘事項を抽出するスクリーニングフロー○ 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○記載の適正化１2021/07/21○記載の適正化

備考

２
改正に伴う修正5- 187 -

添付１－１ 監視領域（小分類）の目的と属性（発電用原子炉施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－１ 監視領域（小分類）の目的と属性（発電用原子炉施設）
原子力施設安全－発生防止（小分類）
出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安目的

全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性

評価領域

出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性

評価領域

設計管理

当初の設計とプラントの改造

設計管理

当初の設計とプラントの改造

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、開閉所作業、送電網の安外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、開閉所作業、送電網の安

る防護

定性

る防護

定性

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性（蒸気発生器伝熱管破断、設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性（蒸気発生器伝熱管破断、

マンス

インターフェース・システム LOCA、LOCA（大、中、小）、燃料取替／燃料取扱マンス

インターフェース・システム LOCA、LOCA（大、中、小）、燃料取替／燃料取扱

設備

設備

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和（小分類）
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

目的る系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

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。

属性

評価領域

設計管理

当初の設計とプラントの改造

設計管理

当初の設計とプラントの改造

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、地震、気象

外的要因に対す

溢水ハザード、火災、ヒート・シンク、毒性危険物、地震、気象

る防護

る防護

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

系統構成管理停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

設備のパフォー

動作可能性、信頼性

設備のパフォー

動作可能性、信頼性

マンス
手順書の品質マンス
運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試手順書の品質験（事象前）手順書
ヒューマン・パ

験（事象前）手順書

ヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

監視領域

属性

ヒューマン・パヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

（小分類）
目的

運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（燃料被覆管、原子炉冷却系及び格納容器）が公衆を事故又目的

物理的設計バリア（燃料被覆管、原子炉冷却系及び格納容器）が公衆を事故又は事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすは事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらす

こと。

こと。
評価領域（燃料被覆管の機能維持）

属性

評価領域（燃料被覆管の機能維持）

設計管理

炉物理試験、炉心設計解析（熱的制限、炉心運転制限報告、燃料装荷解析）

設計管理

炉物理試験、炉心設計解析（熱的制限、炉心運転制限報告、燃料装荷解析）

系統構成管理反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、原子炉制御系）、一次系水質管理、炉系統構成管理反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、原子炉制御系）、一次系水質管理、炉6- 188 -

心構成配置（装荷）被覆管のパフォ心構成配置（装荷）

ルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

被覆管のパフォルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物管理、燃料装荷、炉物理試験、容器組立、水質、原子炉操

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物管理、燃料装荷、炉物理試験、容器組立、水質、原子炉操

フォーマンス作）、異物管理ルーズ・パーツ、共通原因問題

フォーマンス作）、異物管理ルーズ・パーツ、共通原因問題

属性

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）

属性

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）

設計管理

プラントの改造

設計管理

プラントの改造

系統構成管理系統の配置、一次系／二次系の水質系統構成管理系統の配置、一次系／二次系の水質

原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、原子炉冷却材圧力バウンダリの動的機器（弁、シー原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、原子炉冷却材圧力バウンダリの動的機器（弁、シー

備及びバリアのル）、供用期間中検査の結果

備及びバリアのル）、供用期間中検査の結果

パフォーマンス
手順書の品質パフォーマンス
日常（定期）運転／保守手順書、非常時運転手順書及びそれによって呼び出さ

手順書の品質れる関連する通常外（異常時）手順書
ヒューマン・パ

日常（定期）運転／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス

日常（定期）運転／保守手順書、非常時運転手順書及びそれによって呼び出される関連する通常外（異常時）手順書

ヒューマン・パ

日常（定期）運転／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス

属性

評価領域（格納容器の機能維持）

属性

評価領域（格納容器の機能維持）

設計管理

プラントの改造、構造健全性、運転性能

設計管理

プラントの改造、構造健全性、運転性能

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

SSC 及びバリア

蒸気発生器伝熱管の健全性、インターフェース・システム LOCA の防止、格納

SSC 及びバリア

蒸気発生器伝熱管の健全性、インターフェース・システム LOCA の防止、格納のパフォーマン

容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能のパフォーマン

容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能ス

ス

手順書の品質

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（運転、メンテナンス、サーベイラ

手順書の品質ンス）
ヒューマン・パンス）

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス属性

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（運転、メンテナンス、サーベイラ

ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス
評価領域（制御室と補助建屋－PWR、及び、SGT（非常用ガス処理系）－BWR の属性

評価領域（制御室と補助建屋－PWR、及び、SGT（非常用ガス処理系）－BWR のみ、の放射性物質バリアの機能維持）

み、の放射性物質バリアの機能維持）

設計管理

プラントの改造、構造健全性

設計管理

プラントの改造、構造健全性

系統構成管理建屋バウンダリの保持

系統構成管理建屋バウンダリの保持

SSC 及びバリア

扉、ダンパー、ファン、シール、計装SSC 及びバリア

扉、ダンパー、ファン、シール、計装のパフォーマンのパフォーマンス

ス

手順書の品質非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス
手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス

属性

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）

属性

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）

設計管理

プラントの改造、構造健全性

設計管理

プラントの改造、構造健全性

系統構成管理系統の配置

系統構成管理系統の配置

SSC のパフォー

ポンプ、弁、計装

SSC のパフォー

ポンプ、弁、計装

7- 189 -

マンス
手順書の品質マンス
非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

（小分類）
目的

非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

監視領域

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処（小分類）
重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

重大事故等対処設備

設備、資機材

重大事故等対処設備

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス
監視領域

マンス
放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の商用原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被目的

ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の商用原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

設備及び計装境モニタリング設備、気象観測設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備及び計装境モニタリング設備、気象観測設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、

設備計算、輸送パッケージ、計量ラボ）

設備計算、輸送パッケージ、計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ及び放射線環境モニタリング、放出測定品質管プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ及び放射線環境モニタリング、放出測定品質管

プロセス

理、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）
、被ばく

プロセス

理、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばくヒューマン・パ及び放射性核物質モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、国及び放射性核物質モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、国土交通省放射性物質輸送に係る線量制限、測定線量）

土交通省放射性物質輸送に係る線量制限、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の商用原子炉の運転における放射性物質による被ばくから従業員の健康と目的

安全を適切に守ることを確保すること。

通常の商用原子炉の運転における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス設備計装、（エリア放射線モニタ校正及び動作可能性、ソースターム

プラント施設／プロセス設備計装、（エリア放射線モニタ校正及び動作可能性、ソースターム

設備及び計装管理）、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

設備及び計装管理）、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び放射線防護管理）、ALARA 計画（管理目標、測プロセス

モニタリング（モニタリング及び放射線防護管理）、ALARA 計画（管理目標、測8- 190 -

定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ定－予測被ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス
添付１－２ 監視領域（小分類）の目的と属性（試験研究用等原子炉施設）

監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

添付１－２ 監視領域（小分類）の目的と属性（試験研究用等原子炉施設）（小分類）

出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安目的

全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－発生防止

評価領域◯当初の設計とプラントの改造

出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計とプラントの改造

・過剰な反応度の印加防止機能・過剰な反応度の印加防止機能（高出力、中出力、低出力）制御棒ストッパ機構、相互に独立な複数の系統等（高出力、中出力、低出力）制御棒ストッパ機構、相互に独立な複数の系統等

・炉心の形成機能

・炉心の形成機能（高出力、中出力、低出力）炉心支持構造物、燃料要素等（高出力、中出力、低出力）炉心支持構造物、燃料要素等

・燃料を安全に取り扱う機能

・燃料を安全に取り扱う機能（高出力、中出力、低出力）核燃料取扱設備等（高出力、中出力、低出力）核燃料取扱設備等

・冷却材の循環機能

・冷却材の循環機能（高出力、中出力、低出力）一次冷却系設備（主循環ポンプ）、中間冷却系等（高出力、中出力、低出力）一次冷却系設備（主循環ポンプ）、中間冷却系等

・プラント計測・制御機能(安全保護機能を除く。)

・プラント計測・制御機能(安全保護機能を除く。)（高出力、中出力、低出力）反応度制御系、計測制御系等（高出力、中出力、低出力）反応度制御系、計測制御系等

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成管理火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

系統構成管理・発生防止に係る安全機能の維持◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ
・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性、燃料取替／燃料取扱設

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性、燃料取替／燃料取扱設

マンス

備等の発生防止に係る安全機能の性能の維持

マンス備等の発生防止に係る安全機能の性能の維持

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域（小分類）

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

監視領域
（小分類）
9

- 191 -

原子力施設安全－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

目的る系統、設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計とプラントの改造

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。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計とプラントの改造

・原子炉の緊急停止及び未臨界維持機能

・原子炉の緊急停止及び未臨界維持機能（高出力、中出力、低出力）制御棒、スクラム機構、液体制御材、一次冷却材（高出力、中出力、低出力）制御棒、スクラム機構、液体制御材、一次冷却材の排水機能等の排水機能等

・停止後の炉心冷却機能・停止後の炉心冷却機能（高出力、中出力）崩壊熱除去設備（補助ポンプ等）、残留熱除去設備等（高出力、中出力）崩壊熱除去設備（補助ポンプ等）、残留熱除去設備等

・炉心の冷却機能

・炉心の冷却機能（高出力、中出力、低出力）一次冷却系設備、二次冷却設備、ナトリウムを液（高出力、中出力、低出力）一次冷却系設備、二次冷却設備、ナトリウムを液体の状態に保つ設備、カバーガスを保持する設備等

体の状態に保つ設備、カバーガスを保持する設備等

・炉心の冠水維持機能

・炉心の冠水維持機能（高出力、中出力）サイフォンブレーカ、冠水維持バウンダリ、ガードベッセ（高出力、中出力）サイフォンブレーカ、冠水維持バウンダリ、ガードベッセ

ル等

ル等

・試料冷却機能・試料冷却機能（高出力、中出力）一次系、試験燃料体の冷却機能等（高出力、中出力）一次系、試験燃料体の冷却機能等

・工学的安全施設及び停止系への作動信号の発生機能・工学的安全施設及び停止系への作動信号の発生機能（高出力、中出力、低出力）安全保護系（停止系）、工学的安全施設（高出力、中出力、低出力）安全保護系（停止系）、工学的安全施設

・安全設備

・安全設備

（高出力、中出力）非常用電源設備等（高出力、中出力）非常用電源設備等

・(実験設備（照射ループ設備）)保護機能・(実験設備（照射ループ設備）)保護機能（高出力、中出力）安全弁、逃がし弁等（高出力、中出力）安全弁、逃がし弁等

・事故時のプラント状態の把握、緊急時対策上重要なものの機能

・事故時のプラント状態の把握、緊急時対策上重要なものの機能（高出力、中出力、低出力）原子炉建屋内放射線モニタ、原子炉プール水位（高出力、中出力、低出力）原子炉建屋内放射線モニタ、原子炉プール水位計、使用済燃料貯蔵プール水位計、通信連絡設備、消火系、避難通路、非常用計、使用済燃料貯蔵プール水位計、通信連絡設備、消火系、避難通路、非常用

照明等

照明等

・制御室外安全停止機能

・制御室外安全停止機能（高出力、中出力、低出力）制御室外原子炉停止装置（設置されている場合）（高出力、中出力、低出力）制御室外原子炉停止装置（設置されている場合）

等

等

・原子炉圧力上昇緩和機能

・原子炉圧力上昇緩和機能（高出力、中出力）逃がし弁等（高出力、中出力）逃がし弁等

・(実験設備)炉心の冠水維持に必要な機能

・(実験設備)炉心の冠水維持に必要な機能（高出力、中出力）水平実験孔(水止用板) 等（高出力、中出力）水平実験孔(水止用板) 等

・特に重要な計測機能・特に重要な計測機能（高出力、中出力）圧力計、温度計、流量計、水位計等（高出力、中出力）圧力計、温度計、流量計、水位計等

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
10- 192 -

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

系統構成管理◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

系統構成管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯停止時の設備ラインアップ、運転時の設備ラインアップ・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、拡大防止設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、拡大防止

マンス・影響緩和に係る安全機能の性能への影響

マンス

・影響緩和に係る安全機能の性能への影響

手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試験（事象前）手順書
ヒューマン・パ

験（事象前）手順書

ヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・エラー（事象後）、ヒューマン・エラー（事象前）

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（燃料被覆材、冷却系統及び格納容器）が公衆を事故又は事目的

物理的設計バリア（燃料被覆材、冷却系統及び格納容器）が公衆を事故又は事象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこ象による放射性核種の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこ

と。

と。

属性

評価領域（燃料被覆材の機能維持）

属性

評価領域（燃料被覆材の機能維持）

設計管理

炉物理試験、炉心設計解析（熱的制限、運転上の制限）

設計管理

炉物理試験、炉心設計解析（熱的制限、運転上の制限）

系統構成管理・冷却材中への核分裂生成物の放散防止機能

・冷却材中への核分裂生成物の放散防止機能（高出力、中出力、低出力）燃料被覆材等（高出力、中出力、低出力）燃料被覆材等

反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、反応度制御系）、水質管理、炉心構成

系統構成管理配置（装荷）
被覆材のパフォ反応度制御（制御棒位置、原子炉操作、反応度制御系）、水質管理、炉心構成
配置（装荷）

ルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

被覆材のパフォルーズ・パーツ（共通原因問題）、原子炉冷却系の放射能レベルーマンス

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

手順書の品質

燃料被覆管に影響を及ぼす可能性のある手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物混入防止、燃料装荷、炉物理試験、容器組立、水化学、原ヒューマン・パ

手順書の遵守（異物混入防止、燃料装荷、炉物理試験、容器組立、水化学、原フォーマンス

子炉操作）、ルーズ・パーツ、共通原因問題

フォーマンス

子炉操作）、ルーズ・パーツ、共通原因問題

属性
設計管理

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）◯プラントの改造

属性
設計管理

評価領域（原子炉冷却系の機能維持）◯プラントの改造

・（実験設備（照射ループ設備））冷却材バウンダリ機能・（実験設備（照射ループ設備））冷却材バウンダリ機能（高出力、中出力）外套管等（高出力、中出力）外套管等

・保護機能

・保護機能

（高出力、中出力）耐圧管等（高出力、中出力）耐圧管等

系統構成管理系統の配置、一次系／二次系の水質系統構成管理系統の配置、一次系／二次系の水質

原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、バウンダリの動的機器（弁、シール）、事業者検査の結原子炉冷却系設

原子炉冷却系漏えい、バウンダリの動的機器（弁、シール）、事業者検査の結

備及びバリアの果

備及びバリアの果

パフォーマンス
手順書の品質パフォーマンス
日常（定期）運転／保守手順書、非常時及び非常時 によって呼び出される関手順書の品質

連する通常外（異常時）手順書

日常（定期）運転／保守手順書、非常時及び非常時 によって呼び出される関連する通常外（異常時）手順書

11- 193 -

ヒューマン・パ

日常（定期）運転／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス

日常（定期）運転／保守パフォーマンス、事故後又は事象後のパフォーマンス

フォーマンス属性
設計管理

ヒューマン・パ評価領域（格納容器の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性、運転性能

属性
設計管理

評価領域（格納容器の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性、運転性能

・放射性物質の閉じ込め機能、遮へい及び放出低減機能・放射性物質の閉じ込め機能、遮へい及び放出低減機能（高出力、中出力、低出力）非常用排気設備、原子炉建屋、排気筒等（高出力、中出力、低出力）非常用排気設備、原子炉建屋、排気筒等

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

系統構成管理格納容器バウンダリの保持、格納容器設計パラメータの維持

SSC 及びバリア

格納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能

SSC 及びバリア

格納容器隔離、SSC 信頼性／動作可能性、リスク上重要なサポート系の機能のパフォーマンのパフォーマンス

ス

手順書の品質

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（運転、メンテナンス、サーベイラ

手順書の品質ンス）
ヒューマン・パンス）

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス
属性
設計管理

非常時運転手順書、リスク上重要な手順書（運転、メンテナンス、サーベイラ

ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス
評価領域（制御室と建屋、非常用排気設備等の放射性物質バリアの機能維持）◯プラントの改造、構造健全性

属性
設計管理

評価領域（制御室と建屋、非常用排気設備等の放射性物質バリアの機能維持）◯プラントの改造、構造健全性・放射性物質の貯蔵機能

・放射性物質の貯蔵機能（高出力、中出力、低出力）液体及び固体の放射性廃棄物処理施設等（高出力、中出力、低出力）液体及び固体の放射性廃棄物処理施設等

系統構成管理建屋バウンダリの保持

系統構成管理建屋バウンダリの保持

SSC 及びバリア

扉、ダンパ、ファン、シール、計装SSC 及びバリア

扉、ダンパ、ファン、シール、計装のパフォーマンのパフォーマンス

ス

手順書の品質非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

手順書

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンスヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス属性
設計管理

非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性

属性
設計管理

評価領域（使用済燃料プール冷却系の機能維持）◯プラントの改造、構造健全性・放射性物質の貯蔵機能

・放射性物質の貯蔵機能（高出力、中出力、低出力）核燃料貯蔵設備等（高出力、中出力、低出力）核燃料貯蔵設備等

系統構成管理系統の配置

系統構成管理系統の配置

SSC のパフォー

ポンプ、弁、計装

SSC のパフォー

ポンプ、弁、計装

マンス
手順書の品質マンス
非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス

手順書の品質手順書
ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス

非常時、異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス
手順書

ヒューマン・パ

事故後又は事象後のパフォーマンス、日常（定期）運転／保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

原子力施設安全－多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（高出力監視領域

原子力施設安全－多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（高出力（小分類）

炉、中出力炉）又は非常時の対応（低出力炉）（小分類）

炉、中出力炉）又は非常時の対応（低出力炉）

12- 194 -

目的

多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時が発生した場合における当該事

目的

多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時が発生した場合における当該事故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備

故等に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

対処設備及び資機材

設備、資機材

対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

監視領域

マンス

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばく

目的

から公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくから公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

プラント施設／プロセス放射線モニタ（RMS）（改造、較正、信頼性、動作可能性）、放射線環

設備及び計装境監視設備、気象観測設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備計

設備及び計装境監視設備、気象観測設備、輸送パッケージ、手順書（設計／改造、設備計

算、輸送パッケージ、計量ラボ）

算、輸送パッケージ、計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ及び放射線環境監視設備、放出測定品質管理、プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ及び放射線環境監視設備、放出測定品質管理、

プロセス

運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び

プロセス

運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及びヒューマン・パ

放射性核物質モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、国土交

放射性核物質モニタリングと管理（予測サイト外被ばく、異常な放出、国土交

通省放射性物質輸送に係る線量制限、測定線量）

通省放射性物質輸送に係る線量制限、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の原子炉の運転における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全目的

を適切に守ることを確保すること。

通常の原子炉の運転における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

プラント施設／プロセス設備計装、（エリア放射線モニタ校正及び動作可能性、ソースターム

プラント施設／プロセス設備計装、（エリア放射線モニタ校正及び動作可能性、ソースターム

設備及び計装管理）、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

設備及び計装管理）、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び放射線防護管理）、ALARA 計画（管理目標、測プロセス

モニタリング（モニタリング及び放射線防護管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

定－予測被ばく量）
ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

添付１－３ 監視領域（小分類）の目的と属性（再処理施設）

添付１－３ 監視領域（小分類）の目的と属性（再処理施設）
13- 195 -

監視領域

原子力施設安全－発生防止

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼし、重要な安全目的

機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－発生防止

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・冷却機能に係る安全機能

・冷却機能に係る安全機能

・水素掃気機能に係る安全機能

・水素掃気機能に係る安全機能・臨界防止に係る安全機能・臨界防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止

マンス・発生防止に係る安全機能（冷却、水素掃気、火災又は爆発防止、臨界防止等）を有する設備の性能等）を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、運転）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

望ましくない結果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

目的性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

評価領域◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

望ましくない結果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。

属性
設計管理

評価領域
◯拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の当初の設計と施設の改造

・冷却機能に係る機能・冷却機能に係る機能

・水素掃気機能に係る機能

・水素掃気機能に係る機能・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全機能

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全機能・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理14- 196 -

◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試験（事象前）手順書
ヒューマン・パ

験（事象前）手順書

ヒューマン・エラー

ヒューマン・パフォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（セル、建屋等）が公衆を事故又は事象による放射性物質の目的放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

ヒューマン・エラー

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が公衆を事故又は事象による放射性物質の放出から守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負・閉じ込めの維持に係る安全機能（放射性物質の漏えいを防止、逆流防止、負圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及圧維持、フィルタ、洗浄塔等の放射性物質除去、換気系統外への漏えい防止及び逆流防止等）への影響

び逆流防止等）への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
体制の整備

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

評価領域
要員の配置

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性
体制の整備
15

- 197 -

評価領域
要員の配置

設備、資機材

重大事故等対処設備及び資機材

設備、資機材

重大事故等対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

マンス

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放プロセス

出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理

プロセス

出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）

ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線・化学技能者のパフォーマ

ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線・化学技能者のパフォーマ

フォーマンスンス）

フォーマンスンス）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－４ 監視領域（小分類）の目的と属性（プルトニウムを取り扱う加工施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止添付１－４ 監視領域（小分類）の目的と属性（プルトニウムを取り扱う加工施設）
監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・目的

爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理
16

- 198 -

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全機能・臨界防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等）による安全機能への影響◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

望ましくない結果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

目的性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

評価領域◯当初の設計と施設の改造

望ましくない結果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。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全設計

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全設計

・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全設計

・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全設計

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、健全性、安全機能を有する設備の性能

マンス
手順書の品質・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試ヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域（小分類）

動作可能性、信頼性、メンテナンス、健全性、安全機能を有する設備の性能

マンス
手順書の品質験（事象前）手順書
ヒューマン・パ◯施設の運転時及び停止時の設備の系統構成

運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試験（事象前）手順書

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域
（小分類）
17

- 199 -

原子力施設安全－閉じ込めの維持

目的

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性

属性
設計管理

評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処

（小分類）
目的

監視領域

原子力施設安全－重大事故等対処及び大規模損壊対処（小分類）
重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事業者の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

重大事故等対処設備及び資機材

設備、資機材

重大事故等対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス
監視領域

マンス
放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計量ラボ）
プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

計量ラボ）
プログラム及び
18- 200 -

手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

く、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－５ 監視領域（小分類）の目的と属性（加工施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止添付１－５ 監視領域（小分類）の目的と属性（加工施設）
監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・目的

爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時及び停止時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災・爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全機能・臨界防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等）による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

フォーマンス19- 201 -

監視領域

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

望ましくない結果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

目的性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

評価領域◯当初の設計と施設の改造

望ましくない結果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。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計・火災又は爆発の感知及び消火並びに・臨界の拡大防止・影響緩和に係る設計・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る設計影響軽減に係る設計外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス

・安全機能を有する設備の性能

マンス

・安全機能を有する設備の性能

手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時、通常時及び非常時運転手順書）、保守及び試験（事象前）手順書
ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス
監視領域

ヒューマン・パ

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持（小分類）
物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性

ヒューマン・エラー

フォーマンス（小分類）
目的

験（事象前）手順書

評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響
設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機◯グローブボックス、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響

設備のパフォー
20- 202 -

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

評価領域

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

非常時の対策設備及び資機材

設備、資機材

非常時の対策設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

監視領域

マンス

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放プロセス

出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理

プロセス

出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

ばく量）
ヒューマン・パ
21- 203 -

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）フォーマンス

フォーマンス

添付１－６ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（添付１－１０に係るものを除く））

添付１－６ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（添付１－１０に係るものを除く）
）

監視領域

監視領域

原子力施設安全－発生防止

（小分類）
目的

（小分類）
施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－発生防止

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全機能・臨界防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能・火災又は爆発の発生防止に係る安全機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

望ましくない結果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

目的性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性
設計管理

原子力施設安全－拡大防止・影響緩和

評価領域◯当初の設計と施設の改造

望ましくない結果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。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全設計

・臨界の拡大防止・影響緩和に係る安全設計

・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全設計

・火災又は爆発の感知及び消火並びに影響軽減に係る安全設計

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成

系統構成の管理・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性◯施設の操業時及び停止時の設備の系統構成
・拡大防止・影響緩和に係る安全機能の維持設備のパフォー
22- 204 -

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・拡大防止・影響緩和に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時及び通常時）、保守及び試験（事象前）手順書

手順書の品質運転（事象後）手順書（異常時及び通常時）、保守及び試験（事象前）手順書

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出か目的

ら公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上・遮蔽、機器の配置、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計の措置を講じた設計・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

・セル、グローブボックス等の局所系統を含む換気系統

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材多量の放射性物質等を放出する事故又は非常時の対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

マンス

23

- 205 -

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－７ 監視領域（小分類）の目的と属性（貯蔵施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止添付１－７ 監視領域（小分類）の目的と属性（貯蔵施設）
監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ
24- 206 -

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響
系統構成の管理◯施設の操業時の設備の構成

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響
系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時の設備の構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（金属キャスク等）が事故又は事象による放射性物質の放出

目的から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（キャスク等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（金属キャスク等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（キャスク等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計、金属キャスク

射線防護上の措置を講じた設計、金属キャスク

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯キャスク、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

シール、計装機器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス◯キャスク、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

シール、計装機器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

マンス
25

- 207 -

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－８ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物管理施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止添付１－８ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物管理施設）
監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等に目的よる安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。
属性
設計管理

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

評価領域◯当初の設計と施設の改造

施設の操業時において、施設の安全性に影響を及ぼす臨界、火災又は爆発等による安全機能の喪失を生じさせる事象の発生を抑制すること。

属性
設計管理

評価領域
◯当初の設計と施設の改造

・臨界防止に係る安全設計

・臨界防止に係る安全設計

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

・火災又は爆発の発生防止に係る安全設計

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響
26- 208 -

系統構成の管理

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯施設の操業時の設備の構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時の設備の構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス

監視領域

フォーマンス

原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆目的を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・換気系統

・換気系統

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響◯建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成
・閉じ込めの維持に係る安全機能への影響

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、サーベイランス指示書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

27- 209 -

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

教育、訓練

マンス

監視領域

マンス

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス
放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者、ALARA）；被ばく／汚染管理及びプロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被プロセス

モニタリング（モニタリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）
ヒューマン・パ

ばく量）

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンスヒューマン・パフォーマンス

添付１－９ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物埋設施設）
監視領域

原子力施設安全－発生防止添付１－９ 監視領域（小分類）の目的と属性（廃棄物埋設施設）
監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－発生防止（小分類）
施設の操業時において、廃棄物埋設地からの放射性物質の異常な漏えいの発生目的を防止すること。
属性
設計管理

トレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）施設の操業時において、廃棄物埋設地からの放射性物質の異常な漏えいの発生を防止すること。

評価領域◯当初の設計と施設の改造

属性
設計管理

・火災等の発生防止に係る安全設計

評価領域◯当初の設計と施設の改造
・火災等の発生防止に係る安全設計

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、地滑り、火山の影響等による安全機能への影響

る防護・地震、津波、洪水、地滑り、火山の影響等による安全機能への影響
28- 210 -

系統構成の管理

◯人為事象

◯人為事象

・ダムの崩壊等による安全機能への影響

・ダムの崩壊等による安全機能への影響◯施設の操業時の設備の構成

系統構成の管理・発生防止に係る安全機能の維持◯施設の操業時の設備の構成・発生防止に係る安全機能の維持設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

設備のパフォー

◯動作可能性、信頼性、メンテナンス、バリア健全性

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

マンス・発生防止に係る安全機能を有する設備の性能

手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）手順書の品質手順書の適切さ（保修、試験・検査、操業）

ヒューマン・パヒューマン・エラー

ヒューマン・パヒューマン・エラー

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－閉じ込めの維持

監視領域

（小分類）
目的

（小分類）
物理的設計バリア（覆土等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆目的を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時の閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（覆土等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（廃棄物の埋設時及び埋設地の保全時の閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた安全機能

射線防護上の措置を講じた安全機能・異常な漏えい防止機能・異常な漏えい防止機能

外的事象に対す◯自然現象

外的事象に対す

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、系統構成の管理

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

火山の影響、生物学的事象、森林火災等による安全機能への影響

◯人為事象

◯人為事象

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

・飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガ

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響

ス、船舶の衝突、電磁的障害等による安全機能への影響◯埋設地による閉じ込めの維持に係る設備の構成

系統構成の管理・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

地下水の水位等の監視設備等

・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

マンス◯埋設地による閉じ込めの維持に係る設備の構成
地下水の水位等の監視設備等

マンス

手順書の品質異常時手順書等

手順書の品質異常時手順書等

ヒューマン・パ

手順書の遵守等

ヒューマン・パ

手順書の遵守等

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
原子力施設安全－非常時の対応

監視領域

（小分類）
目的

原子力施設安全－非常時の対応（小分類）
非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に目的整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。
属性

評価領域

非常時における当該事故等に対処するための事業者等の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の動作可能性、信頼性及び機能性を確保すること。

属性

評価領域

体制の整備

要員の配置

体制の整備

要員の配置

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

設備、資機材

非常時の対処設備及び資機材

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

手順書の品質実施基準、訓練及び演習で使用する手順書類

29- 211 -

要員のパフォー

教育、訓練

要員のパフォー

マンス

監視領域

マンス

放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

教育、訓練

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定品質管理、運搬プログラム、放射性プログラム及び手順書（プロセス放射線モニタ、放出測定品質管理、運搬プログラム、放射性プロセス

物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリング

プロセス

物質放出、気象プログラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

ヒューマン・パトレーニング（技能者資格認定、放射線技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

と管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モニプログラム及び手順書（保健物理専門家、ALARA）；被ばく／汚染管理及びモニタリング（モニプロセス

タリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

プロセス

タリング及び管理）、ALARA 計画（管理目標、測定－予測被ばく量）

ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－１０ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（令４１条各号に掲げる核燃料物質を使用し添付１－１０ 監視領域（小分類）の目的と属性（使用施設（令４１条各号に掲げる核燃料物質を使用しない場合）、核原料物質の使用に係る施設）

ない場合）、核原料物質の使用に係る施設）

監視領域

原子力施設安全－閉じ込めの維持

（小分類）
目的

監視領域
（小分類）

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性目的

物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。
属性
設計管理

外的事象に対す

原子力施設安全－閉じ込めの維持

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

物理的設計バリア（グローブボックス、建屋等）が事故又は事象による放射性物質の放出から公衆を守ることについて合理的な保証をもたらすこと。

属性
設計管理

評価領域（セル、建屋等による閉じ込めの維持）◯施設の改造、構造健全性、運転設計

・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放・遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計

射線防護上の措置を講じた設計

・換気系統

・換気系統

◯自然現象

外的事象に対す
30- 212 -

◯自然現象

る防護

・地震、津波、洪水、風（台風）等による安全機能への影響

る防護・地震、津波、洪水、風（台風）等による安全機能への影響

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

系統構成の管理◯セル、建屋等による閉じ込めの維持に係る設備の系統構成

・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持

・閉じ込めの維持に係る安全機能の維持設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

設備のパフォー

排風機、弁、ダンパ、フィルタ、ポンプ、遮断器、中継器、シール、計装機

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

マンス

器、防火ダンパ、防火壁、防火扉等

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

手順書の品質異常時及び通常時運転手順書、メンテナンス手順書

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

ヒューマン・パ

手順書の遵守、事故後又は事象後のパフォーマンス、保守パフォーマンス

フォーマンス
監視領域

フォーマンス
放射線安全－公衆に対する放射線安全

（小分類）
目的

監視領域

放射線安全－公衆に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか目的

ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業の結果として公衆の区域へ放出される放射性物質の被ばくか
ら公衆の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

施設／設備及びモニタリング設備等、放射性廃棄物設備等（改造、校正、信頼性、動作可能

計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、計装性）、気象観測設備、輸送容器、手順書（設計／改造、設備計算、輸送容器、

計量ラボ）

計量ラボ）

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プログラム及び手順書（プロセス、放出測定、運搬プログラム、放射性物質放出、気象プログ

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ば

プロセス

ラム、線量評価）、被ばく及び放射性物質モニタリングと管理（サイト外被ばく、異常な放出、測定線量）
ヒューマン・パ

く、異常な放出、測定線量）

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

監視領域

トレーニング（技能者資格認定、放射線・化学技能者のパフォーマンス）

フォーマンス

放射線安全－従業員に対する放射線安全

（小分類）
目的

ヒューマン・パ

監視領域

放射線安全－従業員に対する放射線安全（小分類）
通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を目的適切に守ることを確保すること。

通常の施設の操業における放射性物質による被ばくから従業員の健康と安全を適切に守ることを確保すること。

属性

評価領域

属性

評価領域

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

施設／設備及び放射線管理区域の放射線量及び放射線作業従事者の被ばく線量のモニタリング

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）

計装設備、手順書（放射線防護及びメンテナンス）プログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者）；被ばく／汚染管理及びモニタプログラム及び手順書（保健物理専門家、放射線作業従事者）；被ばく／汚染管理及びモニタ

プロセス

リング（モニタリング及び管理）

プロセス

リング（モニタリング及び管理）

ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）ヒューマン・パトレーニング（契約者保健物理専門家認定、放射線作業従事者訓練、習熟）

フォーマンス

フォーマンス

添付１－１１ 監視領域（小分類）の目的と属性（核物質防護）
監視領域

核物質防護－核物質防護

（小分類）
目的

添付１－１１ 監視領域（小分類）の目的と属性（核物質防護）
監視領域

核物質防護－核物質防護（小分類）
特定核燃料物質の盗取、特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為又は特定核目的

燃料物質が置かれている施設若しくは防護設備等に対する破壊行為を防止する

特定核燃料物質の盗取、特定核燃料物質の取扱いに対する妨害行為又は特定核燃料物質が置かれている施設若しくは防護設備等に対する破壊行為を防止する

31- 213 -

こと。

こと。

属性
特定核燃料物質

評価領域
特定核燃料物質の管理

特定核燃料物質の管理
核物資防護情報属性

評価領域
特定核燃料物質の管理の管理
核物質防護情報の管理

核物資防護情報の管理

核物質防護情報の管理

の管理

立入承認

防護区域等への人の立入りの承認

立入承認

防護区域等への人の立入りの承認

出入管理

防護区域等への人及び車両等の出入管理

出入管理

防護区域等への人及び車両等の出入管理

物理的防護

防護区域等の設定等の物理的防護

物理的防護

防護区域等の設定等の物理的防護

情報システムの情報システムに対する外部からのアクセス遮断、情報システムセキュリティ計

情報システムの情報システムに対する外部からのアクセス遮断、情報システムセキュリティ計

防護

画の作成

防護

画の作成

核物質防護体制

防護体制の整備、緊急時対応計画の作成、非常の場合の対応等

核物質防護体制

防護体制の整備、緊急時対応計画の作成、非常の場合の対応等

参考資料 軽微事例集
本事例集は、主に、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋したものである。
原子力検査官が事例を活用するに当たっては以下に示す注意事項を理解すること。

参考資料 軽微事例集
本事例集は、主に、米国原子力規制委員会の検査マニュアルにおいて取りまとめられている軽微事例（IMC0612 Appendix E, Examples of Minor Issues）から抜粋したものである。
原子力検査官が事例を活用するに当たっては以下に示す注意事項を理解すること。

＜注意事項＞＜注意事項＞

・ 過去の事例等を分析、整理することにより取りまとめたもので、あくまで当時の判断における例で・ 過去の事例等を分析、整理することにより取りまとめたもので、あくまで当時の判断における例であり、以後の判断の一助とするための参考資料である。

あり、以後の判断の一助とするための参考資料である。

・ 実際の検査に際しては、個別具体的な事実に基づき、スクリーニングのステップ１及びステップ２

・ 実際の検査に際しては、個別具体的な事実に基づき、スクリーニングのステップ１及びステップ２

で示している観点に照らして適切に判断することが求められる。十分な検証なしに本事例を機械的で示している観点に照らして適切に判断することが求められる。十分な検証なしに本事例を機械的に適用することは適切ではない。

に適用することは適切ではない。

・ 検査で確認される具体的な事項では、類似事例を検査指摘事項ではないと分類したものでも実際の・ 検査で確認される具体的な事項では、類似事例を検査指摘事項ではないと分類したものでも実際の内容により結果的に検査指摘事項に当たると判断したり、その逆になったりすることもあり得る。

内容により結果的に検査指摘事項に当たると判断したり、その逆になったりすることもあり得る。

事例を整理するに当たり考慮した一般的な取扱いの考え方は以下のとおり。

事例を整理するに当たり考慮した一般的な取扱いの考え方は以下のとおり。

1. 記録の保持に関する事項

1.

検査結果等の記録の内容及び管理に不備がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

記録の保持に関する事項
検査結果等の記録の内容及び管理に不備がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・再検査や再評価の必要がない。

・再検査や再評価の必要がない。

・実際の設備・機器等の性能、機能への影響がない。

・実際の設備・機器等の性能、機能への影響がない。

・他に不備がなく、当該記録上の処理のみで問題が除去される。

・他に不備がなく、当該記録上の処理のみで問題が除去される。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。
32- 214 -

・事業者の是正処置プログラム（以下「CAP」という。）が有効に機能し、不適合の未然防止及び再・事業者の是正処置プログラム（以下「CAP」という。）が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象な発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

ど。

2. 事業者の管理上の要件又は制限に関する事項

2.

検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、又は、事業者が履行すべき要件の不履行がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

事業者の管理上の要件又は制限に関する事項
検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、又は、事業者が履行すべき要件の不履行がある状態であっても、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・法令の基準及び規制要件からの逸脱がない。

・法令の基準及び規制要件からの逸脱がない。

・一時的な逸脱であり、設備・機器等について、所定の性能、機能を有すること又は安全上の影響

・一時的な逸脱であり、設備・機器等について、所定の性能、機能を有すること又は安全上の影響の有無を確認するための評価の必要がない（簡単な確認のみで済む）。

の有無を確認するための評価の必要がない（簡単な確認のみで済む）。

・他に不備がなく、また、他への安全上の影響はなく、当該逸脱又は不履行を解消するのみで問題

・他に不備がなく、また、他への安全上の影響はなく、当該逸脱又は不履行を解消するのみで問題が除去される。

が除去される。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

3. わずかな寸法、時間又は図面の相違

3.

図書と実際の設備の相違が発見されたが、 明らかに安全確保の機能・性能への影響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

わずかな寸法、時間又は図面の相違
図書と実際の設備の相違が発見されたが、 明らかに安全確保の機能・性能への影響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・許認可に関する計算ミスがあったが設備の改造や手直しの必要がない。

・許認可に関する計算ミスがあったが設備の改造や手直しの必要がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・同じような問題がこの他に発見されることがない。

・同じような問題がこの他に発見されることがない。

・当該相違や計算ミスが是正されなければ更に深刻なミスにつながるような問題はない。

・当該相違や計算ミスが是正されなければ更に深刻なミスにつながるような問題はない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

4. 重大ではない手順誤り保安規定や事業者内のマニュアルの手順に従わなかったが、明らかに安全確保の機能・性能への影
響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

4.

重大ではない手順誤り保安規定や事業者内のマニュアルの手順に従わなかったが、明らかに安全確保の機能・性能への影

響がほとんど見られないと判断でき、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・運転員、作業員のミスが発生することがない、又は、業務遂行能力に著しい影響を及ぼすことが・運転員、作業員のミスが発生することがない、又は、業務遂行能力に著しい影響を及ぼすことが

ない。

ない。

・火災の発生のリスク等、現場の作業及び環境の管理に悪影響がない。

・火災の発生のリスク等、現場の作業及び環境の管理に悪影響がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、
33- 215 -

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。
5. リリース前の作業ミス等類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。
5.

リリース前の作業ミス等

事業者の活動においては、単一の作業ミス等で問題が発生しないように、管理者等が確認して次工事業者の活動においては、単一の作業ミス等で問題が発生しないように、管理者等が確認して次工程に移行するようリリース判断をするものとなっており、リリース前の作業ミス等については、以下程に移行するようリリース判断をするものとなっており、リリース前の作業ミス等については、以下を満足する場合は検査指摘事項とはしないことができる。

を満足する場合は検査指摘事項とはしないことができる。

・改造作業中、変更工事中等において事業者により発見、是正されることにより、是正されないま・改造作業中、変更工事中等において事業者により発見、是正されることにより、是正されないままシステムを運用に戻したり、系統を供用に復帰したりすることがない。

まシステムを運用に戻したり、系統を供用に復帰したりすることがない。

・進行中の作業であり原子力施設の設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

・進行中の作業であり原子力施設の設備、機器の運転及び機能に悪影響がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

6. 放射線障害に対する防護6.

放射線障害に対する防護

放射線管理に関して区域管理又は被ばく管理に不備や要件への不適合、及び、管理区域内での放射放射線管理に関して区域管理又は被ばく管理に不備や要件への不適合、及び、管理区域内での放射性物質の漏えいに対する除染等の作業に伴う従業員の被ばくなどがあったが、以下を満足する場合は性物質の漏えいに対する除染等の作業に伴う従業員の被ばくなどがあったが、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

軽微とすることができる。

・文書管理上の問題があったが、放射線防護措置は講じられ、適切な放射線管理は構築されてい・文書管理上の問題があったが、放射線防護措置は講じられ、適切な放射線管理は構築されている。

る。

・深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況にない。

・深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況にない。

・放射線計測の校正に関する不備において、再校正を行った際に合格基準内にあった、測定値が保・放射線計測の校正に関する不備において、再校正を行った際に合格基準内にあった、測定値が保守的であった、又は合理的に安全裕度レベル内にエリアモニタの警報機能が達成された。

守的であった、又は合理的に安全裕度レベル内にエリアモニタの警報機能が達成された。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

7. 施設管理
安全上重要度が高い機器に関して点検周期を超過している機器や点検漏れの機器が見つかったが、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

7.

施設管理
安全上重要度が高い機器に関して点検周期を超過している機器や点検漏れの機器が見つかったが、以下を満足する場合は軽微とすることができる。

・機器の信頼性及び動作可能性に悪影響を及ぼさず、性能及び機能が維持されており、保全に係る・機器の信頼性及び動作可能性に悪影響を及ぼさず、性能及び機能が維持されており、保全に係る点検計画等の見直しの必要がない。

点検計画等の見直しの必要がない。

など。

など。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

ただし、以下に示すような追加要因が考えられる場合は、軽微でないとすることが相当である。

・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、・事業者の CAP が有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかという観点で、類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

類似の繰り返し、多数回／多数量の問題、共通要因事象など。

１．記録の保持に関する事項

１．記録の保持に関する事項
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事例 a

アイスコンデンサーチラーユニット 10 基の保守後の試験が完了した。作業

アイスコンデンサーチラーユニット 10 基の保守後の試験が完了した。作業員によれば、全ての試験が終わったが、２基のユニットについて実流量試験員によれば、全ての試験が終わったが、２基のユニットについて実流量試験が行われたことを示す記録が欠落していた。制御室の指示計では、両ユニッ事例 aが行われたことを示す記録が欠落していた。制御室の指示計では、両ユニットの流量は、記録済みの試験結果の流量とほぼ同じ値を示しており、保安規トの流量は、記録済みの試験結果の流量とほぼ同じ値を示しており、保安規定で要求されている空気温度も十分スペック内に納まっていた。

定で要求されている空気温度も十分スペック内に納まっていた。

パフォーマンス劣

保安規定、又は、事業者の手順書では、試験結果は文書化され、試験要求を

パフォーマンス劣

保安規定、又は、事業者の手順書では、試験結果は文書化され、試験要求を化満足していることが評価されることを要求している。

化

満足していることが評価されることを要求している。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 b

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 c
パフォーマンス劣化

重要度の低い記録保持に関する問題である。実流量は要求を満足していることが確認され、空気温度も制限値以内であった。
その後の試験で空気流量が落ちていることが測定された場合。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 e

その後の試験で空気流量が落ちていることが測定された場合。

書庫の天井からの水漏れが発見され、雨水を溜めるために仮設の容器を使用することとした。この対応策が事業者の是正処置プログラムにおいて“応急することとした。この対応策が事業者の是正処置プログラムにおいて“応急措置”として登録され、１年が経過した。週末の豪雨により、誰も監視して事例 b措置”として登録され、１年が経過した。週末の豪雨により、誰も監視していない状況で容器から水があふれ、いくつかの安全関連の記録が損傷した

いない状況で容器から水があふれ、いくつかの安全関連の記録が損傷したが、読める状態であった。

が、読める状態であった。

事業者は、浸水問題に対して迅速な方法で是正措置を取っておらず、その結果として、資料の保存に関する保安規定の要件に違反して記録物を損傷させた。
是正処置の実施不備であるが、記録は失われていないことから安全への影響はない。
必要な記録が修復不可能なほど失われた場合。

安全に関連するポンプの定例試験の記録が不完全。事業者は、定例試験手順書のページを飛ばしたことにより、試験の一部が記録されなかった。
保安規定によって定例試験の実施が要求されている。

パフォーマンス劣化の部分及び最近完了した試験により、当該機器はその安全機能を維持していその後の試験で当該機器において今回着目した安全機能が維持されていることを確認できなかった場合。

事業者は、浸水問題に対して迅速な方法で是正措置を取っておらず、その結果として、資料の保存に関する保安規定の要件に違反して記録物を損傷させた。

軽微である理由
軽微でない場合是正処置の実施不備であるが、記録は失われていないことから安全への影響はない。
必要な記録が修復不可能なほど失われた場合。

安全に関連するポンプの定例試験の記録が不完全。事業者は、定例試験手順

事例 c書のページを飛ばしたことにより、試験の一部が記録されなかった。

パフォーマンス劣化

保安規定によって定例試験の実施が要求されている。
定例試験は実際に行われたが、文書化が不完全であった。文書化された試験軽微である理由る。
軽微でない場合とが確認され、空気温度も制限値以内であった。

書庫の天井からの水漏れが発見され、雨水を溜めるために仮設の容器を使用

定例試験は実際に行われたが、文書化が不完全であった。文書化された試験軽微である理由

重要度の低い記録保持に関する問題である。実流量は要求を満足しているこの部分及び最近完了した試験により、当該機器はその安全機能を維持している。

軽微でない場合

その後の試験で当該機器において今回着目した安全機能が維持されていることを確認できなかった場合。

【核燃料施設】定期点検後の性能試験は、燒結炉内の温度調節装置５台につ【核燃料施設】定期点検後の性能試験は、燒結炉内の温度調節装置５台について実施された。作業員に当該試験についてインタビューを行ったところ、いて実施された。作業員に当該試験についてインタビューを行ったところ、必要な試験は実施されたとのことであったが、１台について試験記録が提示されなかった。試験結果が提示されなかった装置を含め、温度調節装置全て必要な試験は実施されたとのことであったが、１台について試験記録が提示

事例 e

されなかった。試験結果が提示されなかった装置を含め、温度調節装置全て

制御室の指示値において把握が可能な状態であり、要求された運転範囲内で制御室の指示値において把握が可能な状態であり、要求された運転範囲内であった。記録の保管及び報告は、保安規定での管理対象とされていた。

あった。記録の保管及び報告は、保安規定での管理対象とされていた。

パフォーマンス劣一部の試験結果の記録がなかったことにより、保安規定に従った管理が実施

パフォーマンス劣一部の試験結果の記録がなかったことにより、保安規定に従った管理が実施

化

できなかった。

化

できなかった。
35- 217 -

軽微ではないとす

記録がなかった調整装置について再試験を実施した結果、性能の劣化が確認

軽微ではないとす

記録がなかった調整装置について再試験を実施した結果、性能の劣化が確認る理由

され、本来の安全機能の確保ができなかった。

る理由され、本来の安全機能の確保ができなかった。

軽微とする場合

事例ｆ
パフォーマンス劣化

記録は保存されていなかったものの、実際の炉内温度計測値は、限度値の範囲内であったことが別の資料で証明された。

【核燃料施設】記録媒体の水没又は焼失が発生し、これに起因して、許認可申請書で実施するとしている評価に関連する記録が破損した。
許認可の満了まで、その施設の変更の記録の保管期限を遵守できなかった。

軽微とする場合

記録は保存されていなかったものの、実際の炉内温度計測値は、限度値の範囲内であったことが別の資料で証明された。

【核燃料施設】記録媒体の水没又は焼失が発生し、これに起因して、許認可申事例ｆ

請書で実施するとしている評価に関連する記録が破損した。

パフォーマンス劣化

許認可の満了まで、その施設の変更の記録の保管期限を遵守できなかった。

軽微ではないとす

記録の損傷が激しく（例えば、判読不能）、当該記録の再構築できなかった場

軽微ではないとす

記録の損傷が激しく（例えば、判読不能）、当該記録の再構築できなかった場

る理由

合。

る理由

合。

軽微とする場合

妥当な方法でその記録を再構築できた場合。

軽微とする場合

妥当な方法でその記録を再構築できた場合。

２．事業者の管理上の要件／制限に関する事項

事例 a

２．事業者の管理上の要件／制限に関する事項

定例試験結果のレビューを行った際、事業者は加圧器逃がし弁（PORV）の窒素

定例試験結果のレビューを行った際、事業者は加圧器逃がし弁（PORV）の窒素

ガスアキュムレータ漏えい率の測定時に計算ミスがあったことを発見した。

ガスアキュムレータ漏えい率の測定時に計算ミスがあったことを発見した。

正しく計算したところ、実際の逆止弁の漏えい率は、事業者の定例試験手順

正しく計算したところ、実際の逆止弁の漏えい率は、事業者の定例試験手順書に記載されている定例試験漏えい率の許容基準を超えていた（ただし、これは保安規定の定例試験要求ではない）。定例試験は１週間前に完了し、シス書に記載されている定例試験漏えい率の許容基準を超えていた（ただし、こ事例 a

れは保安規定の定例試験要求ではない）。定例試験は１週間前に完了し、システムは供用中である。許容漏えい率はアキュムレータのサイズに関する設計

テムは供用中である。許容漏えい率はアキュムレータのサイズに関する設計

条件を下回っており、確認された漏えいでは、事故解析時に設定された要求

条件を下回っており、確認された漏えいでは、事故解析時に設定された要求

ストローク数の動作は可能であると判断された。

ストローク数の動作は可能であると判断された。

パフォーマンス劣

保安規定の定例試験時の許容逆支弁漏えい率を超えた状態であり、当該シス

パフォーマンス劣

保安規定の定例試験時の許容逆支弁漏えい率を超えた状態であり、当該シス化テムが供用された。

化

テムが供用された。

軽微である理由

超えていたのは管理目標値であり、過去の試験記録によれば、実際の逆止弁
漏えい率は十分低く、要求される弁ストローク数を満足するものであった。

軽微である理由

メンテナンスの記録により、過去の逆止弁漏えい率がかなり高く、必要とさ軽微でない場合

事例 b

れる弁ストローク数を達成する能力に疑問を投げかける場合、又は、保安規

超えていたのは管理目標値であり、過去の試験記録によれば、実際の逆止弁
漏えい率は十分低く、要求される弁ストローク数を満足するものであった。
メンテナンスの記録により、過去の逆止弁漏えい率がかなり高く、必要とさ軽微でない場合

れる弁ストローク数を達成する能力に疑問を投げかける場合、又は、保安規定の制限値を超えていた場合。

定の制限値を超えていた場合。

燃料取替停止時は、事業者は 18 か月ごとに行うべき充填ポンプ full flow

燃料取替停止時は、事業者は 18 か月ごとに行うべき充填ポンプ full flow

test（全量流量試験）を実施した。その際の振動値は 0.823 センチメートル

test（全量流量試験）を実施した。その際の振動値は 0.823 センチメートル／秒であり、試験手順書の警報値 0.813 センチメートル／秒を超えていた。

／秒であり、試験手順書の警報値 0.813 センチメートル／秒を超えていた。

手順書は警報値を超えた場合は、試験頻度を９か月ごとに増やすよう要求している。しかしながら、事業者は試験結果が警報値を超えていることの認識

手順書は警報値を超えた場合は、試験頻度を９か月ごとに増やすよう要求し

事例 bている。しかしながら、事業者は試験結果が警報値を超えていることの認識を持たず、試験頻度は増やされなかった。その後の試験ではそれ以上の振動を持たず、試験頻度は増やされなかった。その後の試験ではそれ以上の振動値の悪化はなかった。規程による振動測定の許容基準は 0.826 センチメート

値の悪化はなかった。規程による振動測定の許容基準は 0.826 センチメート

ル／秒であった。

ル／秒であった。

36- 218 -

パフォーマンス劣化

軽微である理由

規制の要求基準又は事業者の手順書では、試験手順には設計図書で定められた許容制限値を取り込むよう要求している。測定された振動データは試験手順書の警報レベルを超えており、又追加の試験が実施されなかった。
この制限値は事業者の管理上の制限値である。規程の制限値を超えたわけではなく、その後のポンプの振動の悪化もなかった。

パフォーマンス劣化試験したいくつかのポンプにも発生した場合、あるいは問題が繰り返された軽微である理由

パフォーマンス劣化

事業者は、異常事象の宣言において行うべき地方自治体への１時間ごとの状況報告を怠った。
規制要求では、事業者は緊急時計画に従うことを要求しており、また、その計画には事業者は緊急事態等の宣言時は１時間ごとに地方自治体へ状況報告することを定められている。

軽微でない場合軽微でない場合

事例 d

影響はなく、緊急時における地方自治体の対処機能を大いに低下させた訳で化軽微である理由

軽微でない場合

事例 e

パフォーマンス劣化試験したいくつかのポンプにも発生した場合、あるいは問題が繰り返された事業者は、異常事象の宣言において行うべき地方自治体への１時間ごとの状事例 c

況報告を怠った。

パフォーマンス劣化

規制要求では、事業者は緊急時計画に従うことを要求しており、また、その計画には事業者は緊急事態等の宣言時は１時間ごとに地方自治体へ状況報告することを定められている。
この１時間ごとの状況報告は規制要求ではなく、公衆の健康と安全に対する軽微である理由

影響はなく、緊急時における地方自治体の対処機能を大いに低下させた訳で

もない。

もない。

要求されている初期通報に失敗した場合、緊急時計画を実行する中で重大な要求されている初期通報に失敗した場合、緊急時計画を実行する中で重大なコミュニケーション機能の停止があった場合、又は緊急時に対応する地方自軽微でない場合

コミュニケーション機能の停止があった場合、又は緊急時に対応する地方自治体の能力に影響を与えるような失敗があった場合。

治体の能力に影響を与えるような失敗があった場合。

発泡シリコン製のペネトレーション・シール検査中、検査官は、補修したシ

発泡シリコン製のペネトレーション・シール検査中、検査官は、補修したシール発泡体のはみ出し量（3/8 インチ）がシールの補修手順書の規定量（1/2インチ）を下回っていることに気付いた。しかしながら、メーカの指示書でール発泡体のはみ出し量（3/8 インチ）がシールの補修手順書の規定量（1/2

事例 dインチ）を下回っていることに気付いた。しかしながら、メーカの指示書では 1/4 インチ以上でよいとしていた。
パフォーマンス劣はなく、その後のポンプの振動の悪化もなかった。

場合。

この１時間ごとの状況報告は規制要求ではなく、公衆の健康と安全に対する軽微である理由

この制限値は事業者の管理上の制限値である。規程の制限値を超えたわけでその後の振動試験で、対応が必要な範囲まで悪化していた場合、同じ問題が

場合。

事例 c

た許容制限値を取り込むよう要求している。測定された振動データは試験手順書の警報レベルを超えており、又追加の試験が実施されなかった。

その後の振動試験で、対応が必要な範囲まで悪化していた場合、同じ問題が軽微でない場合規制の要求基準又は事業者の手順書では、試験手順には設計図書で定められシールの補修が事業者の手順書どおりに行われなかった。
事業者管理要件の違反である。メーカの指示書の制限を満足しており、規制要件に違反していない。
事業者の手順書とメーカの指示書の両方に違反し、シールの機能達成能力に影響を与える状態だった場合。

は 1/4 インチ以上でよいとしていた。
パフォーマンス劣化
軽微である理由

軽微でない場合

シールの補修が事業者の手順書どおりに行われなかった。
事業者管理要件の違反である。メーカの指示書の制限を満足しており、規制要件に違反していない。
事業者の手順書とメーカの指示書の両方に違反し、シールの機能達成能力に影響を与える状態だった場合。

事業者の手順書では、９月 30 日から４月 30 日まで、ディーゼル消火ポンプ

事業者の手順書では、９月 30 日から４月 30 日まで、ディーゼル消火ポンプ室のヒート・トレーシングを通電することが求められていた。12 月にヒー

室のヒート・トレーシングを通電することが求められていた。12 月にヒー

ト・トレーシングが通電されていないことに検査官が気付いた。室温は蒸気ト・トレーシングが通電されていないことに検査官が気付いた。室温は蒸気ボイラーにより 20℃に維持されていた（最低動作温度 10℃）。制御室で室

事例 e

ボイラーにより 20℃に維持されていた（最低動作温度 10℃）。制御室で室温を監視しており、室温低下の警報が出たら運転員がヒート・トレーシング

温を監視しており、室温低下の警報が出たら運転員がヒート・トレーシング

を確認することが、警報対応手順書で指示されていた。検査官は、室温が９を確認することが、警報対応手順書で指示されていた。検査官は、室温が９

月 30 日以降 10℃を下回らなかったことを確認した。

月 30 日以降 10℃を下回らなかったことを確認した。

事業者の手順書要件を満足していなかった。

パフォーマンス劣
化37- 219 -

事業者の手順書要件を満足していなかった。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 f与えられた状況で安全上の影響がない手順書要件の不履行である。温度は最低動作温度を下回らなかった。
警報装置が使用不能だった場合、又は室温が 10℃を下回った。

運転手順書では、運転モード変更時には当直長が発電所長に事前連絡することを求めている。当直長のミスで、事前連絡なしで運転モードを変更した。

軽微である理由
軽微でない場合与えられた状況で安全上の影響がない手順書要件の不履行である。温度は最低動作温度を下回らなかった。
警報装置が使用不能だった場合、又は室温が 10℃を下回った。

運転手順書では、運転モード変更時には当直長が発電所長に事前連絡するこ事例 fとを求めている。当直長のミスで、事前連絡なしで運転モードを変更した。

パフォーマンス劣事業者は、該当する場合は保安規定により手順書に従うことが求められていパフォーマンス劣事業者は、該当する場合は保安規定により手順書に従うことが求められてい

化

る。

化

る。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 g

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合安全設備への影響がなく、安全上の影響もない軽微な手順ミスである。この
事前連絡以外には運転モード変更に関する全ての要件が満たされていた。
必要な設備の全てが運転可能ではないのにモード変更が行われた場合。

軽微である理由
軽微でない場合

事前連絡以外には運転モード変更に関する全ての要件が満たされていた。
必要な設備の全てが運転可能ではないのにモード変更が行われた場合。

事業者は、総実効線量等量５ rem／年を守ることが求められている。ある事

事業者は、総実効線量等量５ rem／年を守ることが求められている。ある事

業者は、手順書で２ rem／年の管理制限値を設定し、これを超過する場合は業者は、手順書で２ rem／年の管理制限値を設定し、これを超過する場合は放射線防護マネージャ又は所長の承認を必要とした。このプログラムに反して、ある技術者が放射線安全担当者の承認なしに 2.7rem／年の放射線を被ば放射線防護マネージャ又は所長の承認を必要とした。このプログラムに反し事例 gて、ある技術者が放射線安全担当者の承認なしに 2.7rem／年の放射線を被ばくした。この技術者、監督者及び職員が、被ばく線量が管理制限値を超えてくした。この技術者、監督者及び職員が、被ばく線量が管理制限値を超えていたことに気付かなかったことが原因だった。

いたことに気付かなかったことが原因だった。

事業者は、認可条件により手順書に従うことが求められている。
超えたのは事業者の管理制限値だった。作業員の線量は法令の制限値の範囲内だった。
ALARA プログラムの維持及び実施が守られていないことを示す発電所の放射線防護手順書の不履行例が複数発見された場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合【核燃料施設】臨界安全管理に関する検査において、臨界安全管理に係る措事例 h

安全設備への影響がなく、安全上の影響もない軽微な手順ミスである。この置が、起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない
限り臨界に達しないものであること（以下「二重偶発性の原則」という。）の事業者は、認可条件により手順書に従うことが求められている。
超えたのは事業者の管理制限値だった。作業員の線量は法令の制限値の範囲内だった。
ALARA プログラムの維持及び実施が守られていないことを示す発電所の放射線防護手順書の不履行例が複数発見された場合。

【核燃料施設】臨界安全管理に関する検査において、臨界安全管理に係る措置が、起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない

事例 h

限り臨界に達しないものであること（以下「二重偶発性の原則」という。）の要求事項を満足していないことを確認した。

要求事項を満足していないことを確認した。

パフォーマンス劣事業者は、施設の更新時に、二重偶発性の原則の遵守等の臨界安全管理に係

パフォーマンス劣事業者は、施設の更新時に、二重偶発性の原則の遵守等の臨界安全管理に係化る措置を講じることとの規制要求に対し、その確実性の確認していなかった。

化る措置を講じることとの規制要求に対し、その確実性の確認していなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

関係資料等から当該状態は、臨界が発生するおそれがあると判断された。
当該状態は、事業者の検討記録は確認できなかったものの、他の資料により二重偶発性の原則は遵守されていると判断できた場合。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合【核燃料施設】事業者は、臨界安全管理に係る安全評価の外部監査における事例 i

結果に対し、監査機関が特定した調査結果について、是正措置プログラムへ

関係資料等から当該状態は、臨界が発生するおそれがあると判断された。
当該状態は、事業者の検討記録は確認できなかったものの、他の資料により二重偶発性の原則は遵守されていると判断できた場合。

【核燃料施設】事業者は、臨界安全管理に係る安全評価の外部監査における事例 i

結果に対し、監査機関が特定した調査結果について、是正措置プログラムへの登録を怠った。

の登録を怠った。

38- 220 -

事業者は、社内規定に反して、外部監査の調査結果を是正措置プログラムに事業者は、社内規定に反して、外部監査の調査結果を是正措置プログラムに

パフォーマンス劣

登録しなかった。事業者は、許認可申請書（事業許可申請書、保安規定等）

パフォーマンス劣

登録しなかった。事業者は、許認可申請書（事業許可申請書、保安規定等）

化

において、不適合管理に係る対応については、当該社内規定を適用するとし化

において、不適合管理に係る対応については、当該社内規定を適用するとし

ていた。

ていた。

軽微ではないとす

事業者は、外部監査によって特定された調査結果について、是正すべき是正

軽微ではないとす

事業者は、外部監査によって特定された調査結果について、是正すべき是正る理由

措置を講じなかった、又は不遵守であった場合。

る理由

措置を講じなかった、又は不遵守であった場合。

外部監査によって特定された調査結果は、事業者の臨界安全管理に係る安全軽微とする場合

事例 j

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

評価上の改善又は表現上の変更に過ぎず、臨界安全管理に係る安全評価の結外部監査によって特定された調査結果は、事業者の臨界安全管理に係る安全軽微とする場合

果に影響を及ぼすものでなかった場合。

果に影響を及ぼすものでなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る検査において、許認可申請書に【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る検査において、許認可申請書に記載された臨界安全に係る評価条件と異なる条件による評価が行われている

記載された臨界安全に係る評価条件と異なる条件による評価が行われていることを確認した。検査官は、臨界安全管理に係る安全評価に用いられた条件

ことを確認した。検査官は、臨界安全管理に係る安全評価に用いられた条件について確認したところ、許認可申請書において見込まれている不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものについて確認したところ、許認可申請書において見込まれている不確かさ等

事例 jの範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであって、当該評価に用いた条件を許認可申請書の適用範囲内と判断した。

であって、当該評価に用いた条件を許認可申請書の適用範囲内と判断した。

（注）我が国では、設工認の審査において、許可との整合性を確認しており、（注）我が国では、設工認の審査において、許可との整合性を確認しており、我が国の許認可体系において、同様の事象が発生するとは考え難い。

我が国の許認可体系において、同様の事象が発生するとは考え難い。

許認可申請書と異なる条件による臨界安全管理に係る安全評価の実施。
臨界安全管理に係る安全評価の条件が保守的でなかった又は妥当性確認の適用可能範囲(AOA)外であった、又は、許認可で見込んでいた安全裕度の著しい低下を引き起こした。

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

事例 k

る不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであり、当該評価に用いた条件が許認可申請書の適用範囲内で許認可申請書と異なる条件による臨界安全管理に係る安全評価の実施。
臨界安全管理に係る安全評価の条件が保守的でなかった又は妥当性確認の適用可能範囲(AOA)外であった、又は、許認可で見込んでいた安全裕度の著しい低下を引き起こした。

臨界安全管理に係る安全評価の条件は、許認可申請書において見込まれてい軽微とする場合

評価上の改善又は表現上の変更に過ぎず、臨界安全管理に係る安全評価の結臨界安全管理に係る安全評価の条件は、許認可申請書において見込まれてい軽微とする場合

る不確かさ等の範囲内にあり、許認可で見込んでいた安全裕度の範囲内に十分収まるものであり、当該評価に用いた条件が許認可申請書の適用範囲内であった場合。

あった場合。

【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る安全評価を実施した担当者の【核燃料施設】検査官は、臨界安全管理に係る安全評価を実施した担当者の一部に事業者が定める臨界安全管理に係る安全評価に係る適性確認プログラ

一部に事業者が定める臨界安全管理に係る安全評価に係る適性確認プログラ

ムを修了していない等、適切な力量を有するかどうかを確認できていない事

事例 k

ムを修了していない等、適切な力量を有するかどうかを確認できていない事

例を確認した。なお、事業者は、本件に係る適性確認の完了に向けて是正措置

例を確認した。なお、事業者は、本件に係る適性確認の完了に向けて是正措置を開始していた。

を開始していた。

パフォーマンス劣許認可申請の要件に従って、臨界安全管理に係る安全評価に係る担当者の力

パフォーマンス劣許認可申請の要件に従って、臨界安全管理に係る安全評価に係る担当者の力化

量管理が不適切であったこと。

化

量管理が不適切であったこと。

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評

軽微ではないとす

価に過誤があり、事業許可で見込んでいる評価上の不確かさ内にある等、評

軽微ではないとす

価に過誤があり、事業許可で見込んでいる評価上の不確かさ内にある等、評る理由

価結果が許認可の確認範囲内にあることを合理的に示すことができず、評価る理由

価結果が許認可の確認範囲内にあることを合理的に示すことができず、評価結果が適切でないと判断した。
軽微とする場合

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評
価結果について、安全上の懸念が特定されなかった場合。

結果が適切でないと判断した。
軽微とする場合39- 221 -

検査官は、当該担当者による臨界安全管理に係る安全評価において、その評
価結果について、安全上の懸念が特定されなかった場合。

事例 l【核燃料施設】加工施設のある工程において、事業者が核的制限値の一つで【核燃料施設】加工施設のある工程において、事業者が核的制限値の一つである減速度に影響する作業管理の確認を怠っていたことを確認した。この核ある減速度に影響する作業管理の確認を怠っていたことを確認した。この核的制限値（この場合、減速度）の遵守に関しては、上流の工程における確認に
おいては減速度の制限値からの逸脱は確認されなかった。事業者は、この上的制限値（この場合、減速度）の遵守に関しては、上流の工程における確認に

事例 l

おいては減速度の制限値からの逸脱は確認されなかった。事業者は、この上流の工程における減速度の確認をもって、下流に位置する工程の核的制限値

流の工程における減速度の確認をもって、下流に位置する工程の核的制限値の確認となるとしていた。

の確認となるとしていた。

パフォーマンス劣

ある工程において、核的制限値（本件においては減速度）に影響を及ぼす作

パフォーマンス劣

ある工程において、核的制限値（本件においては減速度）に影響を及ぼす作化

業管理の確認を怠った。

化

業管理の確認を怠った。

軽微ではないとす
る理由

軽微とする場合

ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値からの逸脱が確認された又は、上流の工程における核的制限値の確認及びその他の臨界管
理上の措置等が、二重偶発性の原則を遵守する上で不十分であった。
ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値内にあり、また、二重偶発性の原則が遵守されていた場合。

軽微ではないとする理由

において、その旨を掲示しなかった。事業許可申請書において、当該区域への減速材（大気中の水分等）の侵入防止を、臨界防止に係る基本設計としてい確認された又は、上流の工程における核的制限値の確認及びその他の臨界管
理上の措置等が、二重偶発性の原則を遵守する上で不十分であった。

軽微とする場合【核燃料施設】事業者は、核的制限値に係る減速度の遵守が求められる区域
事例 m

ある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値からの逸脱がある工程において、減速度の確認を行ったところ、核的制限値内にあり、また、二重偶発性の原則が遵守されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、核的制限値に係る減速度の遵守が求められる区域において、その旨を掲示しなかった。事業許可申請書において、当該区域への事例 m

減速材（大気中の水分等）の侵入防止を、臨界防止に係る基本設計としている。

る。

パフォーマンス劣事業者は、当該工程への減速材（大気中の水分等）の侵入防止のために、許認

パフォーマンス劣事業者は、当該工程への減速材（大気中の水分等）の侵入防止のために、許認化

可申請に基づく適切な臨界防止措置及び禁止事項を掲示することを怠った。

化

可申請に基づく適切な臨界防止措置及び禁止事項を掲示することを怠った。

軽微ではないとす

当該区域で減速材が確認された又は、掲示の欠陥に起因して減速材（大気中

軽微ではないとす

当該区域で減速材が確認された又は、掲示の欠陥に起因して減速材（大気中る理由の水分等）が持ち込まれた又は、二重偶発性の原則が遵守されなかった。

る理由の水分等）が持ち込まれた又は、二重偶発性の原則が遵守されなかった。

掲示を行わない行為は、単発的な異常事態であり（例えば、標識が不注意で取軽微とする場合

事例 n

り外された又は落下した）、掲示が欠落していた間に、その区域に減速材（大掲示を行わない行為は、単発的な異常事態であり（例えば、標識が不注意で取軽微とする場合

気中の水分等）が実際に導入されることはなかった場合。

気中の水分等）が実際に導入されることはなかった場合。

【核燃料施設】事業者検査の記録を通じて、事業者が施設の改造後に臨界安【核燃料施設】事業者検査の記録を通じて、事業者が施設の改造後に臨界安

全に係る形状寸法の確認を怠ったことを確認した。許認可申請書等において、

事例 n

全に係る形状寸法の確認を怠ったことを確認した。許認可申請書等において、この形状寸法が臨界防止に係る措置となっていた。
パフォーマンス劣
化り外された又は落下した）、掲示が欠落していた間に、その区域に減速材（大事業者は、据付時に、許認可申請書等に基づく検査（寸法確認）を怠ったこと

この形状寸法が臨界防止に係る措置となっていた。
パフォーマンス劣化

事業者は、据付時に、許認可申請書等に基づく検査（寸法確認）を怠ったこと

軽微ではないとす

事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定さ

軽微ではないとす

事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定さる理由れる所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）でなかった場合。

る理由

れる所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）でなかった場合。

軽微とする場合事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定される所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）であった場合。

軽微とする場合

検査官は、事業者が火災感知／報知設備のソフトウェアを更新したので、特事例 o定した事象の追跡調査を行った。事業者は、ソフトウェアの改良を行ったが、事業者の品質保証プログラムに準拠していなかった。この改良に起因して、事業者が許認可申請書等に基づく検査を実施したところ、臨界安全で規定される所定の寸法の範囲内（又は検収基準内）であった場合。

検査官は、事業者が火災感知／報知設備のソフトウェアを更新したので、特定した事象の追跡調査を行った。事業者は、ソフトウェアの改良を行ったが、事例 o

事業者の品質保証プログラムに準拠していなかった。この改良に起因して、

自動音声プログラムの機能停止が発生したが、認識されていなかった。この自動音声プログラムの機能停止が発生したが、認識されていなかった。この40- 222 -

機能不良は、その後の火災報知設備の起動時に偶発的に確認された。

機能不良は、その後の火災報知設備の起動時に偶発的に確認された。

許認可申請では、事業者の品質保証プログラムに従って、ソフトウェアを改許認可申請では、事業者の品質保証プログラムに従って、ソフトウェアを改良することを事業者に義務付けている。許認可申請によれば、事業者は、一連良することを事業者に義務付けている。許認可申請によれば、事業者は、一連パフォーマンス劣の標準業務手順書、社内基準及び方針ガイドラインに従ってその業務を遂行

パフォーマンス劣の標準業務手順書、社内基準及び方針ガイドラインに従ってその業務を遂行化しなければならない。事業者は、事業者のソフトウェア手順書に準拠しない

化しなければならない。事業者は、事業者のソフトウェア手順書に準拠しない

軽微ではないとす
る理由

軽微とする場合

事例 p

改訂されたプログラミングを実行し、このソフトウェアによって自動音声プ

改訂されたプログラミングを実行し、このソフトウェアによって自動音声プ

ログラムが機能不良になった。

ログラムが機能不良になった。

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていた。また、事業者はその故障を認識しておらず、実際の警報起動時に偶発的に発見した。
当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていなかった。

軽微ではないとする理由

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていた。また、事業者はその故障を認識しておらず、実際の警報起動時に偶発的に発見した。

軽微とする場合

当該火災感知設備及び自動音声機能は、総合安全解析サマリーの中で安全確保に必要な要求事項として想定されていなかった。

【核燃料施設】加工施設において、燃料ペレット製造区域に新規の換気ダク【核燃料施設】加工施設において、燃料ペレット製造区域に新規の換気ダク

トが取り付けられており、当該ダクトが既設の火災用スプリンクラー設備のトが取り付けられており、当該ダクトが既設の火災用スプリンクラー設備の吹き出し口の多くを遮蔽していることを発見した。遮蔽された火災用スプリ

事例 p

吹き出し口の多くを遮蔽していることを発見した。遮蔽された火災用スプリ

ンクラー設備は移設されておらず、これによって消防法に準じた設置の基準

ンクラー設備は移設されておらず、これによって消防法に準じた設置の基準の不遵守が確認された。

の不遵守が確認された。

許認可申請等では、火災用スプリンクラー設備を消防法の設置基準に従って許認可申請等では、火災用スプリンクラー設備を消防法の設置基準に従って

パフォーマンス劣

保守することを遵守するとしているものの、事業者は、新規の換気ダクトをパフォーマンス劣

保守することを遵守するとしているものの、事業者は、新規の換気ダクトを化取り付けた後、当該火災用スプリンクラー設備が、消防法の設置基準に従っ化取り付けた後、当該火災用スプリンクラー設備が、消防法の設置基準に従って所定の区域内に設置されるように変更しなかった。
軽微ではないとす
る理由

許認可では、消防設備は消防法の設置基準の遵守を義務付けているが、事業者は、当該スプリンクラー設備が消防法の設置基準から逸脱した理由を説明できなかった。

て所定の区域内に設置されるように変更しなかった。
軽微ではないとする理由

事例 q

備に影響を及ぼすものではないことが説明され、承認されていた場合、又は当該火災用スプリンクラー設備は、安全確保に必要な要求事項として特定さ者は、当該スプリンクラー設備が消防法の設置基準から逸脱した理由を説明できなかった。

許認申請書等において、換気ダクトの設置が既設の火災用スプリンクラー設
軽微とする場合

許認可では、消防設備は消防法の設置基準の遵守を義務付けているが、事業許認申請書等において、換気ダクトの設置が既設の火災用スプリンクラー設
軽微とする場合備に影響を及ぼすものではないことが説明され、承認されていた場合、又は当該火災用スプリンクラー設備は、安全確保に必要な要求事項として特定されなかった場合。

れなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、想定される火災関連シナリオを検証するために想【核燃料施設】検査官は、想定される火災関連シナリオを検証するために想定される事故事象をレビューした。検査官は、事業許可書に記載される、ウラ定される事故事象をレビューした。検査官は、事業許可書に記載される、ウラン乾燥装置に用いられるホットオイル熱交換システム、六フッ化ウラン（UF6）

ン乾燥装置に用いられるホットオイル熱交換システム、六フッ化ウラン（UF6）

シリンダーの処理／設置場所に関連する事故シーケンスをレビューしたとこ

シリンダーの処理／設置場所に関連する事故シーケンスをレビューしたとこ

ろ、総合安全解析に記載された事故シーケンスは限られており、オイル火災

事例 q

ろ、総合安全解析に記載された事故シーケンスは限られており、オイル火災

が港湾区域で貯蔵又は処理される UF6 シリンダーに悪影響を及ぼす可能性をが港湾区域で貯蔵又は処理される UF6 シリンダーに悪影響を及ぼす可能性を考慮していなかった。さらに検査官は、UF6 シリンダーの事故シーケンスに係考慮していなかった。さらに検査官は、UF6 シリンダーの事故シーケンスに係る評価内容をレビューした結果、UF6 の放出を、影響が甚大な事象と認識してる評価内容をレビューした結果、UF6 の放出を、影響が甚大な事象と認識していたことを確認した。

いたことを確認した。

パフォーマンス劣

原子炉等規制法では、事業許可において想定しうる事故事象を評価すること、

パフォーマンス劣

原子炉等規制法では、事業許可において想定しうる事故事象を評価すること、化起こり得る影響やその対策等の評価を義務付けている。事業者は、ホットオ化起こり得る影響やその対策等の評価を義務付けている。事業者は、ホットオ
41- 223 -

イルシステムからの出火に起因する六フッ化ウランシリンダーの故障リスク

イルシステムからの出火に起因する六フッ化ウランシリンダーの故障リスクの低減に対する安全確保に必要な事項の有無を評価しなかった。

の低減に対する安全確保に必要な事項の有無を評価しなかった。

軽微ではないとす

安全確保に必要な事項の適用が不可欠な、起こり得る火災関連シナリオが評

軽微ではないとす

安全確保に必要な事項の適用が不可欠な、起こり得る火災関連シナリオが評る理由

価に組み込まれていなかった場合。

る理由

価に組み込まれていなかった場合。

ホットオイルシステムの既存の制御機能を評価した結果、これは UF6 シリンダ軽微とする場合

事例 r

ーの故障を引き起こす際に必ず発生する一定規模の火災を防止するものだっホットオイルシステムの既存の制御機能を評価した結果、これは UF6 シリンダ軽微とする場合たと判断できた場合。

たと判断できた場合。

【核燃料施設】検査官は、改造工事が行われた機器等に対し、臨界安全管理ガ【核燃料施設】検査官は、改造工事が行われた機器等に対し、臨界安全管理ガ

イドを用いた検査を実施した結果、二重偶発性の原則の考え方が適用されな

事例 rイドを用いた検査を実施した結果、二重偶発性の原則の考え方が適用されない機器等が存在していることを確認した。
パフォーマンス劣
化ーの故障を引き起こす際に必ず発生する一定規模の火災を防止するものだっ事業者は、新規の機器の設置又は処理プロセスに対する二重偶発性の原則の遵守等、臨界安全管理を設計に義務付ける規制要求事項に照らして二重偶発性の原則を確保することを怠った。

い機器等が存在していることを確認した。
パフォーマンス劣化

事業者は、新規の機器の設置又は処理プロセスに対する二重偶発性の原則の遵守等、臨界安全管理を設計に義務付ける規制要求事項に照らして二重偶発性の原則を確保することを怠った。

軽微ではないとす

検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界状態が発生

軽微ではないとす

検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界状態が発生る理由する可能性があると判断された。

る理由

する可能性があると判断された。

事業者は、臨界を引き起こす際に必ず起こり得るプロセス状態の変化のサブ軽微とする場合

事例 s

セットのみを記録した。検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証

事業者は、臨界を引き起こす際に必ず起こり得るプロセス状態の変化のサブ軽微とする場合

セットのみを記録した。検査官は、その後事業者が実施した詳細な設計検証の結果、臨界は発生しないと判断された場合。

の結果、臨界は発生しないと判断された場合。

【核燃料施設】外部の監査機関により放射線管理システムプログラムが監査【核燃料施設】外部の監査機関により放射線管理システムプログラムが監査された後、事業者は、監査機関により指摘された不適合事象を是正措置プロ

事例 s

された後、事業者は、監査機関により指摘された不適合事象を是正措置プロ

グラムに登録するのを怠った。

グラムに登録するのを怠った。

パフォーマンス劣不適合管理要領に基づき是正措置プログラムに必要な情報を登録しなかっパフォーマンス劣不適合管理要領に基づき是正措置プログラムに必要な情報を登録しなかっ

化

た。

化

た。

軽微ではないとす

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、保安規定に基づき事業者

軽微ではないとす

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、保安規定に基づき事業者

る理由が実施すべき是正措置を講じなかった不遵守であった。

る理由

が実施すべき是正措置を講じなかった不遵守であった。

軽微とする場合

事例 t

パフォーマンス劣化

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、事業者の放射線管理シス
テムの改善又は表現上の変更等の軽微な事項であった場合。

軽微とする場合

外部の監査機関によって指摘された不適合事象は、事業者の放射線管理シス
テムの改善又は表現上の変更等の軽微な事項であった場合。

【核燃料施設】環境モニタリングのため、社内規定に基づき、施設周囲に設置【核燃料施設】環境モニタリングのため、社内規定に基づき、施設周囲に設置された２箇所の測定地点から大気試料を収集しているが、この分析を２週間された２箇所の測定地点から大気試料を収集しているが、この分析を２週間怠っていたことが確認された。事業者の社内規定では、大気試料を毎週観測怠っていたことが確認された。事業者の社内規定では、大気試料を毎週観測し、解析することとしており、大気試料が入手できない場合でも、他の大気測事例 t

し、解析することとしており、大気試料が入手できない場合でも、他の大気測

定地点からデータを入手して、解析を行うことは可能であった。検査官は、他定地点からデータを入手して、解析を行うことは可能であった。検査官は、他地点の測定結果に基づき、分析を怠っていた期間を通じて、非安全側の傾向

地点の測定結果に基づき、分析を怠っていた期間を通じて、非安全側の傾向

又は放射性物質濃度の上昇は検出されなかったことを確認した。

又は放射性物質濃度の上昇は検出されなかったことを確認した。

活動は、社内規定に定める要領で、手順に従って行われなかった。

パフォーマンス劣化

活動は、社内規定に定める要領で、手順に従って行われなかった。

軽微ではないとす

大気観測データが回収不能であった又は、事業者は、分析を怠っていた期間

軽微ではないとす

大気観測データが回収不能であった又は、事業者は、分析を怠っていた期間

る理由

にわたって、排出物放出に起因して環境に放出された線量を計算する（又はる理由にわたって、排出物放出に起因して環境に放出された線量を計算する（又は42- 224 -

軽微とする場合予測する）ための十分な裏付けが説明できなかった。

予測する）ための十分な裏付けが説明できなかった。

事業者は、モニタリング期間にわたって、保安規定に定める放出限度及び公事業者は、モニタリング期間にわたって、保安規定に定める放出限度及び公衆に対する線量を遵守できていたことが確認できた場合、排出物放出が前回軽微とする場合の報告期間に報告されたものを上回ったことを示す根拠がなかった場合。

事例 u【核燃料施設】輸送に関する事業者検査の記録の確認を通じて、事業者の過誤によって、輸送容器に誤ったラベルが表示されたことを発見した。

衆に対する線量を遵守できていたことが確認できた場合、排出物放出が前回の報告期間に報告されたものを上回ったことを示す根拠がなかった場合。

【核燃料施設】輸送に関する事業者検査の記録の確認を通じて、事業者の過事例 u

誤によって、輸送容器に誤ったラベルが表示されたことを発見した。

パフォーマンス劣

保安規定において、核物質に係る輸送記録は、３年間分の保持を各事業者にパフォーマンス劣

保安規定において、核物質に係る輸送記録は、３年間分の保持を各事業者に化義務付けておりこれが遵守されていなかった。

化

義務付けておりこれが遵守されていなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

この過誤により、作業員が過剰被ばくする可能性をもたらした。
この過誤は保守的なもの又は事務的なものであり、作業員が過剰被ばくする可能性がなかった場合。

３．わずかな寸法、時間又は図面の相違

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合的な改造を実施した。技術者が計算結果のレビューに関する事業者の要求を守らなかったことから第２段階のレビューを受けていなかった。その計算に技術

この過誤は保守的なもの又は事務的なものであり、作業員が過剰被ばくする可能性がなかった場合。

３．わずかな寸法、時間又は図面の相違

耐震性回復のために、多重の CCWS 2 系統のうち１系統のサージタンクの暫定
事例 a

この過誤により、作業員が過剰被ばくする可能性をもたらした。

耐震性回復のために、多重の CCWS 2 系統のうち１系統のサージタンクの暫定的な改造を実施した。技術者が計算結果のレビューに関する事業者の要求を守事例 aらなかったことから第２段階のレビューを受けていなかった。その計算に技術的エラーが発見されたが、当該系統が運転不能となるものではなかった。

的エラーが発見されたが、当該系統が運転不能となるものではなかった。

パフォーマンス劣規制要件である設計妥当性の検証に関する設計管理が実施されていなかった。

パフォーマンス劣規制要件である設計妥当性の検証に関する設計管理が実施されていなかった。

化

設計変更は元の設計に適用されたものに相応する設計管理の対象となる。

化

設計変更は元の設計に適用されたものに相応する設計管理の対象となる。

軽微である理由
軽微でない場合

重大な計算ミスは見られなかった。計算ミスは軽微であり、実施された改造はタンクの耐震性を回復させるものであった。
耐震計算上の問題を解決するために、改造の再修正や手直しが必要なほど、計算ミスが重大であった場合。

軽微である理由
軽微でない場合管理された設計図ではプラグ弁となっているところ実際にはボール弁が設置さ事例 bれていた。この図面と実際で弁のタイプが違うことは、事業者による監視により発見された。弁の設計がボール弁に変更になったが、事業者は図面を改定し設計内容は正確に図面に反映するよう要求されている。

化

タンクの耐震性を回復させるものであった。
耐震計算上の問題を解決するために、改造の再修正や手直しが必要なほど、計算ミスが重大であった場合。

管理された設計図ではプラグ弁となっているところ実際にはボール弁が設置されていた。この図面と実際で弁のタイプが違うことは、事業者による監視によ

事例 b

り発見された。弁の設計がボール弁に変更になったが、事業者は図面を改定していなかった。
パフォーマンス劣重大な計算ミスは見られなかった。計算ミスは軽微であり、実施された改造はていなかった。
パフォーマンス劣

設計内容は正確に図面に反映するよう要求されている。

化

軽微である理由

重大ではない図面の欠陥である。

軽微である理由

重大ではない図面の欠陥である。

軽微でない場合弁の違いによってシステムの運転に悪影響があった場合。

軽微でない場合弁の違いによってシステムの運転に悪影響があった場合。

ロックされている弁のリストに載っている弁は、プラント図面上でロックされ事例 cていることを示すことが要求されているが、ロックされている安全関連の弁がロックされている弁のリストに載っている弁は、プラント図面上でロックされ事例 cていることを示すことが要求されているが、ロックされている安全関連の弁がプラント図面上でロックされていると示されていないことが判明した。
パフォーマンス劣化

手順書に沿った取組がなされていなかった。

プラント図面上でロックされていると示されていないことが判明した。
パフォーマンス劣
化43- 225 -

手順書に沿った取組がなされていなかった。

軽微である理由
軽微でない場合

事例 d

パフォーマンス劣化
軽微である理由

重大な図面食い違いではない。ロックされるべき弁は適切にロックされており、正しい弁位置にある。
所定の弁位置にはあるがロックされていない弁が２弁以上あった場合。

軽微である理由
軽微でない場合

重大な図面食い違いではない。ロックされるべき弁は適切にロックされており、正しい弁位置にある。
所定の弁位置にはあるがロックされていない弁が２弁以上あった場合。

安全関連コンクリート壁の建設中、事業者の品質管理検査員が、埋込金物が６

安全関連コンクリート壁の建設中、事業者の品質管理検査員が、埋込金物が６度ずれていることを発見した。仕様は±３度を要求している。事業者は、作業度ずれていることを発見した。仕様は±３度を要求している。事業者は、作業員が必要な水準器を使用しなかったことを発見した。理由は不明であるが、是正処置を講ずることなく状態報告書がクローズされた。その後、同じ作業員が員が必要な水準器を使用しなかったことを発見した。理由は不明であるが、是事例 d

正処置を講ずることなく状態報告書がクローズされた。その後、同じ作業員が他の 3 個の埋込金物を誤った角度で設置した。これらは全て、その場で廃棄処

他の 3 個の埋込金物を誤った角度で設置した。これらは全て、その場で廃棄処

分とした。

分とした。

品質に悪影響を与える状態が是正されず、繰り返されたこと。
安全上影響のない是正処置の実行ミスを示している。仕様外の埋込金物はその場で廃棄されたため、直接安全上の影響はなかった。

パフォーマンス劣化
軽微である理由

品質に悪影響を与える状態が是正されず、繰り返されたこと。
安全上影響のない是正処置の実行ミスを示している。仕様外の埋込金物はその場で廃棄されたため、直接安全上の影響はなかった。

軽微でない場合

安全関連の固定器具が仕様外の埋込金物に取り付けられ使用された場合。

軽微でない場合

安全関連の固定器具が仕様外の埋込金物に取り付けられ使用された場合。

事例 e

事業者の防護フェンスは 3.8 メートルの高さが必要である。検査官は一部の区

事例 e

事業者の防護フェンスは 3.8 メートルの高さが必要である。検査官は一部の区間でフェンスの高さが 3.76 メートルしかないことを発見した。

間でフェンスの高さが 3.76 メートルしかないことを発見した。

パフォーマンス劣認可条件で遵守が求められている物理的セキュリティ計画で、防護フェンスのパフォーマンス劣認可条件で遵守が求められている物理的セキュリティ計画で、防護フェンスの化

高さは 3.8 メートル必要と規定している。

化

高さは 3.8 メートル必要と規定している。

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微でない場合

フェンスがかなり低かった場合（例、3.3 メートル）

軽微でない場合

フェンスがかなり低かった場合（例、3.3 メートル）

事例 f

認可条件では燃料取替用水貯蔵タンク容量を 950,000 リットルとしている。実事例 f

認可条件では燃料取替用水貯蔵タンク容量を 950,000 リットルとしている。実際の容量は 948,000 リットルである。
パフォーマンス劣

施設が許可条件に矛盾していた。

化

際の容量は 948,000 リットルである。
パフォーマンス劣

施設が許可条件に矛盾していた。

化

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微である理由

大きな寸法の違いでない。

軽微でない場合

事故解析でサクション位置より上の使用可能容量を 950,000 リットルと想定し軽微でない場合

事故解析でサクション位置より上の使用可能容量を 950,000 リットルと想定し事例 gており、事故解析要件を満足することを確認するため実際の容量で事故解析のており、事故解析要件を満足することを確認するため実際の容量で事故解析の計算をやり直す必要があった場合。

計算をやり直す必要があった場合。

事業者は、復水貯蔵タンクの温度の事故解析入力値に非保守的な値を採用し事例 g

事業者は、復水貯蔵タンクの温度の事故解析入力値に非保守的な値を採用した。採用された値は 48℃で、実際の温度は 49℃まで上昇する可能性があった。採用された値は 48℃で、実際の温度は 49℃まで上昇する可能性があった。このミスにより、事故状況下で安全注入ポンプの有効吸入水頭が若干低くた。このミスにより、事故状況下で安全注入ポンプの有効吸入水頭が若干低くなった。この低下は裕度の数パーセントに過ぎなかった。同じような問題がこなった。この低下は裕度の数パーセントに過ぎなかった。同じような問題がこの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながるの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながる

ようなプログラム上の問題は特定されなかった。

ようなプログラム上の問題は特定されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

化

設計変更には、当初設計に適用されるものと同程度の設計管理措置を適用しな化

設計変更には、当初設計に適用されるものと同程度の設計管理措置を適用しなければならない。

ければならない。
44- 226 -

軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなけれ軽微である理由ば更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。
軽微でない場合

事例 h

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生ずる、又は重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。

軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生ずる、又は是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥

是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥が発見された場合。

が発見された場合。

代替制御パネルからプラントの安全停止をサポートする分析で、事業者は運転

事例 h

代替制御パネルからプラントの安全停止をサポートする分析で、事業者は運転員が必要とされる操作を 10 分で完了すると想定したが、実際には、所要操作員が必要とされる操作を 10 分で完了すると想定したが、実際には、所要操作の完了に 11 分を要することがあった。これらの操作の完了までに最大 30 分がの完了に 11 分を要することがあった。これらの操作の完了までに最大 30 分が認められていたため、事業者の分析結果に影響はなかった。同じような問題が認められていたため、事業者の分析結果に影響はなかった。同じような問題が

この他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながこの他にも発見されることはなく、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題は特定されなかった。

るようなプログラム上の問題は特定されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

パフォーマンス劣

保安規定の設計の妥当性を検証するための設計管理措置が実行されなかった。

化

設計変更には、当初設計と同等の設計管理措置を適用しなければならない。

化

設計変更には、当初設計と同等の設計管理措置を適用しなければならない。

軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなけれ軽微である理由

重要度の低い計算ミスで、計算結果への影響がわずかであり、是正されなければ更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題はなかった。
軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生じる、又はば更に深刻なミスにつながるようなプログラム上の問題はなかった。
軽微でない場合

このミスにより系統若しくは機器の動作可能性に合理的な疑いが生じる、又は是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥

是正されなければ更に深刻なミスにつながるような重大なプログラム上の欠陥が発見された場合が発見された場合

注：上述の事例「g」及び「h」は、設備が動作不能であることが軽微ではない事象となることの前

注：上述の事例「g」及び「h」は、設備が動作不能であることが軽微ではない事象となることの前提条件にはならないということを意図している。

提条件にはならないということを意図している。

４．重大ではない手順誤り

４．重大ではない手順誤り

事例 a

安全関連のプラント・サービス水系ストレーナの間に立てた足場について、安全関連のプラント・サービス水系ストレーナの間に立てた足場について、系統の配管の間にきつく押し込んで組み立てていた。事業者の手順書では安系統の配管の間にきつく押し込んで組み立てていた。事業者の手順書では安全関連の機器の近傍に設置する足場についてはエンジニアリング評価を行う
ことを要求している。足場の耐震性への影響を判断するためのエンジニアリ

全関連の機器の近傍に設置する足場についてはエンジニアリング評価を行う

事例 aことを要求している。足場の耐震性への影響を判断するためのエンジニアリ

ンク評価は行われていなかった。後のエンジニアリング評価により安全上のンク評価は行われていなかった。後のエンジニアリング評価により安全上の問題がないことが確認された。

問題がないことが確認された。

パフォーマンス劣規制の要求基準では、品質に影響を与える活動は手順に従って行われること

パフォーマンス劣規制の要求基準では、品質に影響を与える活動は手順に従って行われること化が求められている。

化が求められている。

軽微である理由

安全への影響がない手順上の誤りである。

軽微である理由

安全への影響がない手順上の誤りである。

事業者が日常的に同様な事案に対してエンジニアリング評価を行っていなか
軽微でない場合

事例 b

った場合、又はその後の評価で安全関連機器に悪影響を及ぼすことが判明し事業者が日常的に同様な事案に対してエンジニアリング評価を行っていなか
軽微でない場合

った場合、又はその後の評価で安全関連機器に悪影響を及ぼすことが判明し

た場合。

た場合。

原子炉保護系の作業中、運転員が誤ってバイパス・スイッチを操作し、１チ

原子炉保護系の作業中、運転員が誤ってバイパス・スイッチを操作し、１チャンネルがトリップ状態になった。運転員は手順書に従って正しいスイッチ

事例 b

ャンネルがトリップ状態になった。運転員は手順書に従って正しいスイッチを操作したことを確認するための自己チェックを適切に行わなかった。

を操作したことを確認するための自己チェックを適切に行わなかった。

45- 227 -

パフォーマンス劣化

保安規定では、手順書に従って作業を進めるように求めている。

パフォーマンス劣化

保安規定では、手順書に従って作業を進めるように求めている。

軽微である理由

手順上のミスで、安全に影響がなかった。

軽微である理由

手順上のミスで、安全に影響がなかった。

軽微でない場合

原子炉トリップ等、その他の過渡事象を招いた場合軽微でない場合

原子炉トリップ等、その他の過渡事象を招いた場合

事例 c

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 d

パフォーマンス劣化

試験中、弁のモータオペレータを試験配線して動作電流を測定した。弁は問試験中、弁のモータオペレータを試験配線して動作電流を測定した。弁は問

題なくサイクル動作を完了し、記録されたデータは許容範囲内であることを

題なくサイクル動作を完了し、記録されたデータは許容範囲内であることを確認し、通常のサービスに復帰した。ところが、測定に際し、手順書で定め事例 c

確認し、通常のサービスに復帰した。ところが、測定に際し、手順書で定める 0-10 A の電流計ではなく 0-100 A の電流計を使用していた。所定の電流る 0-10 A の電流計ではなく 0-100 A の電流計を使用していた。所定の電流計を使った再試験で、電流値に問題はなかった。

計を使った再試験で、電流値に問題はなかった。

試験手順書が守られなかった。
安全設備に影響のない手順上のミスだった。ミスによって実際に機器に問題を招くことはなかった。
再試験で、データが実際に許容レンジ外であることが判明した場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

事例 e

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合を招くことはなかった。
再試験で、データが実際に許容レンジ外であることが判明した場合。

安全注入ポンプ室の照明レビューの際、検査官は、照度が運転員の活動のための許可条件の設計レベルに達していないことを発見した。事業者は、このめの許可条件の設計レベルに達していないことを発見した。事業者は、この状態に気付いていたことを検査官に伝えた。しかしながら、照度を高めるた
めの是正処置は優先度が低く、最初の発見から２年たったが実施していなか状態に気付いていたことを検査官に伝えた。しかしながら、照度を高めるた

事例 d

めの是正処置は優先度が低く、最初の発見から２年たったが実施していなかった。運転員とのインタビューで、ポンプ室では懐中電灯を使わないとサーった。運転員とのインタビューで、ポンプ室では懐中電灯を使わないとサーベイランス又は緊急時ドリルが難しいという者もあった。

ベイランス又は緊急時ドリルが難しいという者もあった。

事業者は、品質に悪影響を与える状態に対する速やかな是正処置を怠った。

パフォーマンス劣化帯が規定されており、規定レベルを下回る照明に起因する操作ミスがないことからも明らかなように、このような照明状態の中で問題なく操作を行って照明の劣化状態が運転ミスに寄与した、または運転員の業務遂行能力に著しい影響を与えることが判明した場合。

事業者は、品質に悪影響を与える状態に対する速やかな是正処置を怠った。
安全上影響のない是正措置の不履行である。運転員は手順書で懐中電灯の携軽微である理由

いた。
軽微でない場合

安全設備に影響のない手順上のミスだった。ミスによって実際に機器に問題

安全注入ポンプ室の照明レビューの際、検査官は、照度が運転員の活動のた

安全上影響のない是正措置の不履行である。運転員は手順書で懐中電灯の携軽微である理由

試験手順書が守られなかった。

帯が規定されており、規定レベルを下回る照明に起因する操作ミスがないことからも明らかなように、このような照明状態の中で問題なく操作を行っていた。

軽微でない場合

照明の劣化状態が運転ミスに寄与した、または運転員の業務遂行能力に著しい影響を与えることが判明した場合。

検査官が、銘板のない弁を発見した。これは、全ての機器にラベルを付ける検査官が、銘板のない弁を発見した。これは、全ての機器にラベルを付けるように定めたプラント手順書の違反となる。運転員との話し合いで、この状ように定めたプラント手順書の違反となる。運転員との話し合いで、この状態が数年続いていたことが判明した。しかし、運転員は通常プラント図面を事例 e

態が数年続いていたことが判明した。しかし、運転員は通常プラント図面を参照しており、弁の操作が日常的に行われても、銘板の欠落が安全上影響を参照しており、弁の操作が日常的に行われても、銘板の欠落が安全上影響を与えることはなかった。

与えることはなかった。

プラント手順書で全ての機器にラベルを付けることが求められていた。
安全上影響のない手順書要件違反である。運転員は図面を使用しており、弁の位置の特定に問題はなかった。
銘板の欠落で弁の操作ミスが発生した場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合46- 228 -

プラント手順書で全ての機器にラベルを付けることが求められていた。
安全上影響のない手順書要件違反である。運転員は図面を使用しており、弁の位置の特定に問題はなかった。
銘板の欠落で弁の操作ミスが発生した場合。

事例 f

パフォーマンス劣化
軽微である理由

軽微でない場合

事例 g

ディーゼル発電機デイタンクの溶接接続部で少量の漏えいが発生し、燃料がディーゼル発電機デイタンクの溶接接続部で少量の漏えいが発生し、燃料がディーゼル発電機室の床面にゆっくりと滴下した。保守作業員は漏えいを一ディーゼル発電機室の床面にゆっくりと滴下した。保守作業員は漏えいを一時的に止めるためシール剤を使用し、最終的な補修を行うよう作業指示書に明記し、この補修は次回停止時に計画された。その後、シールが機能せず、

時的に止めるためシール剤を使用し、最終的な補修を行うよう作業指示書に事例 f

明記し、この補修は次回停止時に計画された。その後、シールが機能せず、再び漏えいが発生し、安全関連のソレノイドが燃料に浸る事態が発生した。

再び漏えいが発生し、安全関連のソレノイドが燃料に浸る事態が発生した。

事業者は仮補修で誤ったシール剤を使用したことに気付いた。

事業者は仮補修で誤ったシール剤を使用したことに気付いた。

品質に悪影響を与える状態を適切に是正しなかった。
ディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えることがなかったため安全上影響のない是正処置の不履行である。
ソレノイドの損傷がディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えた、又は火災の危険を招いた場合。

パフォーマンス劣化
軽微である理由

軽微でない場合

品質に悪影響を与える状態を適切に是正しなかった。
ディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えることがなかったため安全上影響のない是正処置の不履行である。
ソレノイドの損傷がディーゼル発電機のオペラビリティに影響を与えた、又は火災の危険を招いた場合。

ある安全関連の弁のリーチ･ロッドが固着して使用できなくなったが、一段ある安全関連の弁のリーチ･ロッドが固着して使用できなくなったが、一段階低い位置で手動操作していた。この状態は２年間放置され、運転員から不階低い位置で手動操作していた。この状態は２年間放置され、運転員から不満があったにもかかわらず修理していなかった。検査官は、この対応策による運転員の対応時間は約１分を要し、弁の手動操作は非定常状態の手順書で満があったにもかかわらず修理していなかった。検査官は、この対応策によ

事例 g

る運転員の対応時間は約１分を要し、弁の手動操作は非定常状態の手順書で規定されていることに気付いた。非定常状態の事象中も、この弁はアクセス規定されていることに気付いた。非定常状態の事象中も、この弁はアクセス可能だった。

可能だった。

パフォーマンス劣事業者は、品質に悪影響を与える状態の特定と保安規定の要求に従う是正を

パフォーマンス劣事業者は、品質に悪影響を与える状態の特定と保安規定の要求に従う是正を

化

怠った。

化

怠った。

軽微である理由

軽微でない場合

安全上ほとんど影響のない是正処置の不履行である。弁は操作可能で、所要時間は回復作業に影響するものではなかった。
弁へのアクセスが周辺の条件（熱、放射線、酸素）で制限される状況があった場合。

軽微である理由

軽微でない場合

検査官は、補助給水ポンプ室に、前の週に解体した３メートルの足場用木材
事例 hが３本放置されていることを発見した。事業者は、火災防護計画で求められ安全上ほとんど影響のない是正処置の不履行である。弁は操作可能で、所要時間は回復作業に影響するものではなかった。
弁へのアクセスが周辺の条件（熱、放射線、酸素）で制限される状況があった場合。

検査官は、補助給水ポンプ室に、前の週に解体した３メートルの足場用木材
事例 hが３本放置されていることを発見した。事業者は、火災防護計画で求められる可燃物仮置きを承認する工学的評価を実施していなかった。

る可燃物仮置きを承認する工学的評価を実施していなかった。

パフォーマンス劣これらの一時的な可燃物は火災ハザード解析に反映されておらず、事業者はパフォーマンス劣これらの一時的な可燃物は火災ハザード解析に反映されておらず、事業者は化

必要な工学的評価を実施しなかった。

化

必要な工学的評価を実施しなかった。

安全上の影響がほとんど又は全くない火災防護計画要件の履行違反である。
軽微である理由

軽微でない場合

これらの一時的な可燃物は安全上重要な設備に影響を及ぼさず、許認可ベースの要件に抵触しなかった。事業者は、火災ハザード解析の制限値を遥かに安全上の影響がほとんど又は全くない火災防護計画要件の履行違反である。
軽微である理由

これらの一時的な可燃物は安全上重要な設備に影響を及ぼさず、許認可ベースの要件に抵触しなかった。事業者は、火災ハザード解析の制限値を遥かに下回っていることを示すことができた。

下回っていることを示すことができた。

火災の負荷が火災ハザード解析の制限値を逸脱した場合、これらの可燃物を火災の負荷が火災ハザード解析の制限値を逸脱した場合、これらの可燃物を含む信頼できる火災シナリオで安全上重要な設備が影響を受ける場合、これらの可燃物が許認可ベースの許容範囲ではない場合、又は冗長トレイン分離

軽微でない場合のため可燃物を用いない区域にあった場合。

含む信頼できる火災シナリオで安全上重要な設備が影響を受ける場合、これらの可燃物が許認可ベースの許容範囲ではない場合、又は冗長トレイン分離のため可燃物を用いない区域にあった場合。

47- 229 -

事例 i

パフォーマンス劣
化【核燃料施設】焼結炉を起動したところ、可燃性ガスが流入する状態になっ【核燃料施設】焼結炉を起動したところ、可燃性ガスが流入する状態になったことから、運転員は当該ガスを掃気する系統を起動したが、連続する 2 つたことから、運転員は当該ガスを掃気する系統を起動したが、連続する 2 つの弁が開いた途端に、閉止した。運転員は、これらの弁が、前回の保守の際の復旧作業が十分でなかったことに気付いた。運転手順書において機器の復帰の弁が開いた途端に、閉止した。運転員は、これらの弁が、前回の保守の際の事例 i

復旧作業が十分でなかったことに気付いた。運転手順書において機器の復帰の確認が記載されていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けの確認が記載されていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付け

ている。

ている。

事業者は、保安規定で義務付けられている手順書に従って作業を遂行するのを怠った。手順書においては、運転手順で機器の復帰が扱われていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けている。

パフォーマンス劣化

事業者は、保安規定で義務付けられている手順書に従って作業を遂行するのを怠った。手順書においては、運転手順で機器の復帰が扱われていない場合には、系統を復帰する際での確認を義務付けている。

軽微ではないとす

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与える状態であっ

軽微ではないとす

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与える状態であっる理由た。又は、作業を中断するような状況があった場合が挙げられる。

る理由

た。又は、作業を中断するような状況があった場合が挙げられる。

軽微とする場合

事例 j

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与えない状態であり、その状態が進展する可能性はなかった場合。

軽微とする場合

事例 k

パフォーマンス劣
化り、その状態が進展する可能性はなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、事業者がウラン転換に係る処理系統の運転前に、【核燃料施設】検査官は、事業者がウラン転換に係る処理系統の運転前に、当該系統の弁／機器の系統構成を確認する際、旧版の運転手順書が使用され当該系統の弁／機器の系統構成を確認する際、旧版の運転手順書が使用されていることを確認した。正確な系統構成は、運転を行う上で安全確保に必要なものであり、事業者の手順書では、最新版であることを確認することを義ていることを確認した。正確な系統構成は、運転を行う上で安全確保に必要事例 j

なものであり、事業者の手順書では、最新版であることを確認することを義務付けている。また、事業者は手順書の遵守を保安規定で管理対象としてい

務付けている。また、事業者は手順書の遵守を保安規定で管理対象としていた。

た。

事業者は、保安規定に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の使用と遵守及び構成管理）の遂行を怠った。
新旧版の違いが、安全確保に必要な事項及び安全機能に悪影響を及ぼした。

パフォーマンス劣化って、安全確保に必要な事項若しくは安全機能に悪影響が及ぶことはなかっ事業者は、保安規定に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の使用と遵守及び構成管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとする理由

新旧版の違いが軽微であり、若しくは管理されていた場合、又は、変更によ軽微とする場合

当該系統の状態は、原子力安全又は放射線安全への影響を与えない状態であ

新旧版の違いが、安全確保に必要な事項及び安全機能に悪影響を及ぼした。
新旧版の違いが軽微であり、若しくは管理されていた場合、又は、変更によ軽微とする場合って、安全確保に必要な事項若しくは安全機能に悪影響が及ぶことはなかっ

た場合。

た場合。

【核燃料施設】事業者の運転手順書においては、特定された弁はプラントの【核燃料施設】事業者の運転手順書においては、特定された弁はプラントの配管・計装図に示される要領で開閉状態を保持しなければならない。検査官

配管・計装図に示される要領で開閉状態を保持しなければならない。検査官

は、運転手順書に記載された特定の弁が、配管・計装図に示された状態で保持は、運転手順書に記載された特定の弁が、配管・計装図に示された状態で保持されていないことを発見した。事業者は、安全制御機能の運転及び保守に用

事例 k

されていないことを発見した。事業者は、安全制御機能の運転及び保守に用いられる情報が常に最新であることを確保するように、系統構成を管理する

いられる情報が常に最新であることを確保するように、系統構成を管理することが義務付けられている。系統構成の管理は、事業者の保安規定の中の管ことが義務付けられている。系統構成の管理は、事業者の保安規定の中の管理対象として規定されていた。

理対象として規定されていた。

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（構成管理）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保の観点から、事業許可件及び保安規定で義務付けられている管理（構成管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

弁は、安全確保に必要な事項の安全機能に悪影響を与える位置に位置付け／

軽微ではないとす

弁は、安全確保に必要な事項の安全機能に悪影響を与える位置に位置付け／

る理由

位置保持されていることが確認された場合

る理由

位置保持されていることが確認された場合

48- 230 -

重要度の低い図面の食い違いであること、又は弁は安全確保に必要な事項の軽微とする場合

事例 l

安全機能に悪影響を与えない位置に位置付け／位置保持されていることが確

重要度の低い図面の食い違いであること、又は弁は安全確保に必要な事項の軽微とする場合認された場合認された場合【核燃料施設】検査官は、保安規定に基づく資格要件が必要な運転員が資格【核燃料施設】検査官は、保安規定に基づく資格要件が必要な運転員が資格更新訓練要件を満たしていなかったことを確認した。訓練及び適性確認は、

事例 l

更新訓練要件を満たしていなかったことを確認した。訓練及び適性確認は、事業者の保安規定の中で管理対象として規定されていた。
パフォーマンス劣化

軽微ではないとす
る理由

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、保安規定で義務付けられている管理（訓練及び適性確認）の遂行を怠った。
安全機能を確保するための能力に影響を及ぼす作業を、当該運転員が誤って行った、又は当該運転員が割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していなかった。

事業者の保安規定の中で管理対象として規定されていた。
パフォーマンス劣化

事例 m

パフォーマンス劣化行ったところ、当該運転員は、自身に割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していることが分かった場合、又は、この不備は、運営管理又は事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、保安規定で義務付けられている管理（訓練及び適性確認）の遂行を怠った。

軽微ではないとす
る理由

安全機能を確保するための能力に影響を及ぼす作業を、当該運転員が誤って行った、又は当該運転員が割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していなかった。

運転操作は全て、安全かつ制御された方法で行われており、聞き取り調査を軽微とする場合

安全機能に悪影響を与えない位置に位置付け／位置保持されていることが確

運転操作は全て、安全かつ制御された方法で行われており、聞き取り調査を軽微とする場合

行ったところ、当該運転員は、自身に割り当てられた安全確保に必要な職務を明確に理解していることが分かった場合、又は、この不備は、運営管理又は訓練に関する軽微な記録上の過誤が原因であった場合。

訓練に関する軽微な記録上の過誤が原因であった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、換気用高性能フィルタの差圧が通常【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、換気用高性能フィルタの差圧が通常の運転域を逸脱していることを発見した。運転手順書では、計測値を１回記の運転域を逸脱していることを発見した。運転手順書では、計測値を１回記録することを運転員に義務付けている。安全上の懸念は、フィルタの貫通（低録することを運転員に義務付けている。安全上の懸念は、フィルタの貫通（低差圧）又はフィルタの過負荷（高差圧）の検出が行われなかったことであり、

事例 m差圧）又はフィルタの過負荷（高差圧）の検出が行われなかったことであり、検査官は、最近の運転員日誌を確認した結果、当該運転員は、過去２回の当直検査官は、最近の運転員日誌を確認した結果、当該運転員は、過去２回の当直時に計測値の記録を怠ったものと判断した。手順書の遵守は、事業許可申請

時に計測値の記録を怠ったものと判断した。手順書の遵守は、事業許可申請の中で管理対象として想定されていた。

の中で管理対象として想定されていた。

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事項の確保の観点から、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な

軽微ではないとす

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要なる理由事項として事業許可において想定されていた。

る理由

事項として事業許可において想定されていた。

軽微とする場合

事例 n

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な事項として事業許可において想定されていなかった場合。

軽微とする場合

高性能フィルタの差圧管理は、施設の閉じ込め機能を確保するために必要な事項として事業許可において想定されていなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、運転員が化学カラムへの化学物質の【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、運転員が化学カラムへの化学物質の充填後に、カラムへの化学物質供給弁を日常的に開状態にしていることを発充填後に、カラムへの化学物質供給弁を日常的に開状態にしていることを発見した。手順書では、化学物質の充填後に供給弁は閉止することを義務付けている。供給弁の位置確認は、保安規定における管理上の安全確保に必要な見した。手順書では、化学物質の充填後に供給弁は閉止することを義務付け事例 nている。供給弁の位置確認は、保安規定における管理上の安全確保に必要な事項として規定されており、手順書の遵守は、事業許可の中での管理対象と事項として規定されており、手順書の遵守は、事業許可の中での管理対象として想定されていた。

して想定されていた。

49- 231 -

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保に向けて、原子炉等規制法及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法のパフォーマンスの遵守及び安全確保に必要な事
項の確保に向けて、原子炉等規制法及び保安規定で義務付けられている管理（手順書の利用及び遵守）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

弁の開閉状態を適切に確認しなかったために、機器／系統の安全機能に影響

軽微ではないとす

弁の開閉状態を適切に確認しなかったために、機器／系統の安全機能に影響る理由を及ぼした。

る理由を及ぼした。

軽微とする場合

事例 o

パフォーマンス劣化

弁の開閉状態を適切に確認しなかったが、機器／系統の安全機能が影響を及ぼすことがなかった場合。

軽微とする場合

弁の開閉状態を適切に確認しなかったが、機器／系統の安全機能が影響を及ぼすことがなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、外運搬される製品が保管されている倉庫の巡視点【核燃料施設】検査官は、外運搬される製品が保管されている倉庫の巡視点

検時に、多数の識別タグが紛失し、何枚かは床に落ちており、何枚かは機器

検時に、多数の識別タグが紛失し、何枚かは床に落ちており、何枚かは機器から剥がれかけた状態で貼り付いていることを発見した。サイトの運転手順

事例 oから剥がれかけた状態で貼り付いていることを発見した。サイトの運転手順

書では、機器のラベル表示を義務付けている。手順書の利用及び遵守は、事書では、機器のラベル表示を義務付けている。手順書の利用及び遵守は、事業者の許認可申請の中で管理対象として想定されていた。

業者の許認可申請の中で管理対象として想定されていた。

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（識別管理）の遂行を怠った。

パフォーマンス劣化

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている管理（識別管理）の遂行を怠った。

軽微ではないとす

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるよう軽微ではないとす

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるようる理由な事象を引き起こした。

る理由

な事象を引き起こした。

軽微とする場合

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるような事象を引き起こさなかった場合。

軽微とする場合【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、校正すべき期日を１日から数日過事例 p

経過している計測装置が複数あることを発見した。この計測装置は、臨界安化
軽微ではないとす
る理由

事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている保守管理（性能維持）の遂行を怠った。
その後に実施された計器の校正結果は、非安全側であった。

事例 p

経過している計測装置が複数あることを発見した。この計測装置は、臨界安全管理に必要な装置として事業許可で指定されていた。

パフォーマンス劣化

事例 q

り、計器の調整は必要なかった場合、又は、当該計測装置は、最後に校正されてから使用されていなかった若しくは校正を行うべき管理の対象外であっ事業者は、原子炉等規制法に基づくパフォーマンスの遵守、安全確保に必要な事項の確保に向けて、事業許可及び保安規定で義務付けられている保守管理（性能維持）の遂行を怠った。

軽微ではないとする理由

その後に実施された計測装置の校正結果は、基準を満足していたものであ軽微とする場合な事象を引き起こさなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、巡視点検時に、校正すべき期日を１日から数日過全管理に必要な装置として事業許可で指定されていた。
パフォーマンス劣

識別タグによる管理が、原子力安全施設又は放射線安全に影響を与えるようその後に実施された計器の校正結果は、非安全側であった。
その後に実施された計測装置の校正結果は、基準を満足していたものであ軽微とする場合

り、計器の調整は必要なかった場合、又は、当該計測装置は、最後に校正されてから使用されていなかった若しくは校正を行うべき管理の対象外であっ

た場合。

た場合。

【核燃料施設】核燃料物質の輸送／貯蔵施設に残った梱包材及びその他の可【核燃料施設】核燃料物質の輸送／貯蔵施設に残った梱包材及びその他の可燃物の管理量（保管量）が社内規定に定める管理値を超えていることが確認

燃物の管理量（保管量）が社内規定に定める管理値を超えていることが確認された。この施設における防火管理上の規定では、消火用スプリンクラー設

事例 q

された。この施設における防火管理上の規定では、消火用スプリンクラー設

備を設置しないことの条件として、可燃物の持込み量を社内規程に示す管理備を設置しないことの条件として、可燃物の持込み量を社内規程に示す管理値に制限していた。

値に制限していた。

パフォーマンス劣事業許可基準規則及び保安規定は、事業者に手順書の遵守を義務付けている。

パフォーマンス劣事業許可基準規則及び保安規定は、事業者に手順書の遵守を義務付けている。

化

事業者は、可燃物の持込み量を社内規程上の管理値に制限する手順書を遵守

化

事業者は、可燃物の持込み量を社内規程上の管理値に制限する手順書を遵守
50- 232 -

しなかった。
軽微ではないとす
る理由

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されていた、代替緩和措置が規定されていなかった、又は、火災が発生した場合には核燃料物質に影響が及んでいたと考えられる。

しなかった。
軽微ではないとす
る理由

事例 r

パフォーマンス劣化として想定されていなかった、代替緩和措置が規定されていた、又は、火災が発生した場合でも核燃料物質に影響が及ぶことがなかったと考えられる場として想定されていた、代替緩和措置が規定されていなかった、又は、火災が発生した場合には核燃料物質に影響が及んでいたと考えられる。

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項
軽微とする場合

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項

可燃物の持込み量の制限は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項
軽微とする場合として想定されていなかった、代替緩和措置が規定されていた、又は、火災が発生した場合でも核燃料物質に影響が及ぶことがなかったと考えられる場

合。

合。

【核燃料施設】検査官は、可燃性の液体が貯蔵されている区域に、消防法上の【核燃料施設】検査官は、可燃性の液体が貯蔵されている区域に、消防法上の要求と異なる消火設備が設置されていることを確認した。事業者は、事業許要求と異なる消火設備が設置されていることを確認した。事業者は、事業許可の中で管理上の安全確保に必要な事項として消火設備を想定している。
（※我が国では、危険物施設における「著しく消火困難な製造所等」又は「消可の中で管理上の安全確保に必要な事項として消火設備を想定している。

事例 r（※我が国では、危険物施設における「著しく消火困難な製造所等」又は「消火困難な製造所等」の区分に該当（消防法第 10 条、危険物の規制に関する規

火困難な製造所等」の区分に該当（消防法第 10 条、危険物の規制に関する規則第 33 条～35 条関係））

則第 33 条～35 条関係））

事業許可基準規則は、想定する火災に応じた可搬型消火器の十分な能力及び適切な種類の火災剤を義務付けている。事業者は、可燃性液体の貯蔵に用いられる区域に、消防法上の要求と異なる消火設備を設置していなかった。

パフォーマンス劣化

事業許可基準規則は、想定する火災に応じた可搬型消火器の十分な能力及び適切な種類の火災剤を義務付けている。事業者は、可燃性液体の貯蔵に用いられる区域に、消防法上の要求と異なる消火設備を設置していなかった。

軽微ではないとす

当該区域には、大量の可燃性液体が貯蔵されており、事業許可では、当該区域

軽微ではないとす

当該区域には、大量の可燃性液体が貯蔵されており、事業許可では、当該区域る理由に複数の火災の事故シーケンスが想定されていた。

る理由に複数の火災の事故シーケンスが想定されていた。

軽微とする場合当該区域に貯蔵される可燃性液体はごく少量であり、事業許可の中で特定された区域には起こり得る火災の事故シーケンスがない場合。

軽微とする場合【核燃料施設】検査官は、事業者が義務付けられた可搬型消火器の定期点検
事例 sを行わなかったことを確認した。適用される消防法関係法令の遵守を含む防火プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保に必要な事項として当該区域に貯蔵される可燃性液体はごく少量であり、事業許可の中で特定された区域には起こり得る火災の事故シーケンスがない場合。

【核燃料施設】検査官は、事業者が義務付けられた可搬型消火器の定期点検を行わなかったことを確認した。適用される消防法関係法令の遵守を含む防事例 s

火プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保に必要な事項として想定されていた。
（※消防法第 17 条の３の３関係）想定されていた。（※消防法第 17 条の３の３関係）

事業者は、事業者が事業認可申請書に記載した消防法で義務付けられている事業者は、事業者が事業認可申請書に記載した消防法で義務付けられている

パフォーマンス劣

可搬型消火器の定期検査を行うのを怠った。適用される消防法関係法令の遵パフォーマンス劣

可搬型消火器の定期検査を行うのを怠った。適用される消防法関係法令の遵化

守は、総合安全解析の中で、管理上の安全確保に必要な事項として想定され化

守は、総合安全解析の中で、管理上の安全確保に必要な事項として想定され

ていた。

ていた。

軽微ではないとす

当該消火器は、定期検査で不合格になり、しかも、隣接区域には操作可能な他

軽微ではないとす

当該消火器は、定期検査で不合格になり、しかも、隣接区域には操作可能な他

る理由の消火器が設置されていなかった。

る理由の消火器が設置されていなかった。

定期検査を実施したところ、当該消火器は、操作可能であることが分かった、軽微とする場合

事例 t

又は当該消火器は、定期検査で不合格になったが、隣接区域には操作可能な消火器がもう一台設置されていた又は、消防法関係法令の遵守は、総合安全

定期検査を実施したところ、当該消火器は、操作可能であることが分かった、軽微とする場合又は当該消火器は、定期検査で不合格になったが、隣接区域には操作可能な消火器がもう一台設置されていた又は、消防法関係法令の遵守は、総合安全解析の中で安全確保に必要な事項として規定されていない場合。

解析の中で安全確保に必要な事項として規定されていない場合。

【核燃料施設】事業者は、定期的な保守作業を通じて、大量のウランが貯蔵さ【核燃料施設】事業者は、定期的な保守作業を通じて、大量のウランが貯蔵される加工室で行う溶接／切断作業における火気使用作業許可を取得しなかっ事例 t

れる加工室で行う溶接／切断作業における火気使用作業許可を取得しなかった。火気使用作業許可プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保た。火気使用作業許可プログラムは、総合安全解析の中で管理上の安全確保
51- 233 -

に必要な事項として想定されている。

に必要な事項として想定されている。

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられている要領で、溶接／切断

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられている要領で、溶接／切断

化作業に対する火気使用作業許可を取得しなかった。

化作業に対する火気使用作業許可を取得しなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事例 u

パフォーマンス劣化

火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていなかった。
火気使用作業許可は取得されていなかったが、火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、放射性液体廃棄物モニタを適切に校正しない状態
で、液体を環境に放出していた。
保安規定に基づく手順書類において排出物モニタリング（放射線検出及びモ
ニタリング計装系）の校正試験を義務付けている。事業者は、許認可申請で約束したとおりに手順を遵守しなかった。

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていなかった。
火気使用作業許可は取得されていなかったが、火気使用作業許可で義務付けられる予防措置が、実施されていた場合。

【核燃料施設】事業者は、放射性液体廃棄物モニタを適切に校正しない状態

事例 u

で、液体を環境に放出していた。

パフォーマンス劣化

保安規定に基づく手順書類において排出物モニタリング（放射線検出及びモ
ニタリング計装系）の校正試験を義務付けている。事業者は、許認可申請で約束したとおりに手順を遵守しなかった。

軽微ではないとす

モニタリングの結果は、事業者の緊急時対応時の重大な意思決定に用いられ

軽微ではないとす

モニタリングの結果は、事業者の緊急時対応時の重大な意思決定に用いられる理由ている又は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていた。

る理由ている又は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていた。

モニタリングの結果は、緊急時対応の意思決定に用いられていない又は、環軽微とする場合

事例 v

境に放出される放射性核種の量は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超え

モニタリングの結果は、緊急時対応の意思決定に用いられていない又は、環軽微とする場合境に放出される放射性核種の量は、規制要求の公衆の線量被ばく限度を超えていない場合。

ていない場合。

【核燃料施設】事業者は、廃棄物処理場に放射性廃棄物を輸送するための廃【核燃料施設】事業者は、廃棄物処理場に放射性廃棄物を輸送するための廃棄物管理票に誤った記載を行った。具体的には、事業者は、ウランの各同位体

事例 v

棄物管理票に誤った記載を行った。具体的には、事業者は、ウランの各同位体の放射性核種濃度を誤って列挙した。

の放射性核種濃度を誤って列挙した。

保安規定に基づく手順書類において、廃棄物発生事業所に、全ての放射性廃保安規定に基づく手順書類において、廃棄物発生事業所に、全ての放射性廃パフォーマンス劣

棄物輸送容器について、その放射性核種濃度を廃棄物管理票に列挙するよう

パフォーマンス劣

棄物輸送容器について、その放射性核種濃度を廃棄物管理票に列挙するよう化義務付けている。事業者は、ウランの各同位体の放射性核種放射能を正確に化義務付けている。事業者は、ウランの各同位体の放射性核種放射能を正確に列挙しなかった。
軽微ではないとする理由

実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より多かった又は、
この過誤は事業者の放射性廃棄物輸送の準備及び承認に関係する包括的な問題を伴うものだった。

列挙しなかった。
軽微ではないとす
る理由

った、又は、実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より少廃棄物管理票におけるこの過誤は軽微であった、若しくは事務的なものであ軽微とする場合なかった（保守的であった）場合。

事例 w
パフォーマンス劣
化【核燃料施設】放射性廃棄物輸送容器の輸送に先立って、輸送管理票に署名及び日付を記載しなかったことを確認した。
保安規定に基づく手順書類においては、廃棄物発生事業所に、廃棄物管理票に署名及び日付を付記することで、輸送容器を認定することを義務付けている。

この過誤は事業者の放射性廃棄物輸送の準備及び承認に関係する包括的な問題を伴うものだった。

廃棄物管理票におけるこの過誤は軽微であった、若しくは事務的なものであ軽微とする場合

実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より多かった又は、

った、又は、実際の放射性核種の量は、廃棄物管理票で報告された量より少なかった（保守的であった）場合。

【核燃料施設】放射性廃棄物輸送容器の輸送に先立って、輸送管理票に署名

事例 w

及び日付を記載しなかったことを確認した。

パフォーマンス劣化

保安規定に基づく手順書類においては、廃棄物発生事業所に、廃棄物管理票に署名及び日付を付記することで、輸送容器を認定することを義務付けている。

軽微ではないとす

管理票に記載された情報が全て誤っていた（例えば、廃棄物は正しく分類さ軽微ではないとす

管理票に記載された情報が全て誤っていた（例えば、廃棄物は正しく分類さる理由

れ、記載され、梱包され、表示され、ラベル表示されなかった）。

る理由

れ、記載され、梱包され、表示され、ラベル表示されなかった）。
52- 234 -

管理票に記載された情報は全て正しい（例えば、廃棄物は正しく分類され、記軽微とする場合載され、梱包され、表示され、ラベル表示された）もので、当該輸送容器の認管理票に記載された情報は全て正しい（例えば、廃棄物は正しく分類され、記軽微とする場合

定の失念は事務的な過失であった場合

事例 x【核燃料施設】法令に定める技術上の基準に従って、輸送容器の検査を記録しなかった。

載され、梱包され、表示され、ラベル表示された）もので、当該輸送容器の認定の失念は事務的な過失であった場合【核燃料施設】法令に定める技術上の基準に従って、輸送容器の検査を記録

事例 x

しなかった。

パフォーマンス劣

事業者の保安規定に基づく手順書類では、輸送容器検査を記録することを事

パフォーマンス劣

事業者の保安規定に基づく手順書類では、輸送容器検査を記録することを事化

業者に義務付けている。

化

業者に義務付けている。

軽微ではないとす

事業者は義務付けられている検査の実施を怠り、これによって、放射性物質

軽微ではないとす

事業者は義務付けられている検査の実施を怠り、これによって、放射性物質る理由の輸送に、適合しない容器が使用される結果になった。

る理由の輸送に、適合しない容器が使用される結果になった。

事業者は保安規定に基づく手順書類に従って容器の検査を行ったが、検査内軽微とする場合

事例 y

容を適切に記録しなかった（記録の過誤は軽微な又は事務的なものであった）

事業者は保安規定に基づく手順書類に従って容器の検査を行ったが、検査内軽微とする場合

容を適切に記録しなかった（記録の過誤は軽微な又は事務的なものであった）

場合。

場合。

【核燃料施設】事業者は、輸送容器が輸送される内容物に適したものである【核燃料施設】事業者は、輸送容器が輸送される内容物に適したものであること（容器の物理的状態が保たれていること、ガスケット及び密閉装置が正こと（容器の物理的状態が保たれていること、ガスケット及び密閉装置が正しく取り付けられていること、容器が手順書に従って充填及び密閉されたこと、減速材又は中性子吸収材の存在及び適切な状態、汚染並びに放射線レベ

しく取り付けられていること、容器が手順書に従って充填及び密閉されたこ

事例 yと、減速材又は中性子吸収材の存在及び適切な状態、汚染並びに放射線レベ

ル及び温度が法令に基づく技術上の基準を超えていないこと）の評価を怠っ

ル及び温度が法令に基づく技術上の基準を超えていないこと）の評価を怠った。

た。

パフォーマンス劣外運搬規則においては、容器が輸送される内容物に適していることの確認を

パフォーマンス劣外運搬規則においては、容器が輸送される内容物に適していることの確認を化実施することを義務付けている。

化

実施することを義務付けている。

軽微ではないとす

当該容器が、評価を行わずにサイトから運び出された。

軽微ではないとす

当該容器が、評価を行わずにサイトから運び出された。

る理由軽微とする場合る理由
当該容器は施設から運び出されず、その後完了された日常業務の評価で、劣化又は不適合が特定されなかった場合。

軽微とする場合【核燃料施設】事業者は、固体廃棄物を作成する練り混ぜ用のドラム装置に事例 z

大量のウランが蓄積しないようにするための、放射性廃棄物の回収効率を確

当該容器は施設から運び出されず、その後完了された日常業務の評価で、劣化又は不適合が特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、固体廃棄物を作成する練り混ぜ用のドラム装置に事例 z

大量のウランが蓄積しないようにするための、放射性廃棄物の回収効率を確認する試験を実施しなかった。

認する試験を実施しなかった。

安全機能を有する施設及び関連する操作手順等については、安全機能を有す

安全機能を有する施設及び関連する操作手順等については、安全機能を有す

パフォーマンス劣る施設の取付け、試験及び保守を承認された手順に従って行うことを義務付

パフォーマンス劣る施設の取付け、試験及び保守を承認された手順に従って行うことを義務付化

けているにもかかわらず、事業者は、施設管理方針に定められた回収効率の化

けているにもかかわらず、事業者は、施設管理方針に定められた回収効率の試験が承認された手順に従って行われるようにすることを怠った。

試験が承認された手順に従って行われるようにすることを怠った。

軽微ではないとす

その後実施された機能試験の結果、所定の試験目的又は判定基準が達成され軽微ではないとす

その後実施された機能試験の結果、所定の試験目的又は判定基準が達成される理由ていないことが分かった。

る理由ていないことが分かった。

軽微とする場合

その後完了した機能試験で、問題は確認されなかった場合。

軽微とする場合

その後完了した機能試験で、問題は確認されなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、安全機能を有する施設の校正記録の評価を通じて、
事例ア

施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかったことを発見し【核燃料施設】検査官は、安全機能を有する施設の校正記録の評価を通じて、
事例ア

施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかったことを発見し

た。

た。
53

- 235 -

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事業者は、施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかった。
その後の測定器は校正により、点検前の状態は、所定の判定基準の範囲外であった、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示した、又は、当該測定器は、最後の校正から使用されていなかった場合
当該計測器は再校正の結果、所定の判定基準内であり、又は、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示さなかった場合

パフォーマンス劣化
軽微ではないとす
る理由

試験に合格しなかったことが報告され、調査の結果、事業者は施設管理方針の実施又は許認可要件の遂行を怠っていたことが原因であることが特定され軽微とする場合

化

軽微ではないとす
る理由
軽微とする場合

事例ウ

安全機能を有する施設が許認可及び施設管理方針を義務付ける要領でその本来の安全機能を遂行するための動作可能性及び信頼性の確保に向けた施設管理を実施しなかったこと。
その故障は施設管理方針の不履行が直接の原因であった、又は、検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）により、安全機能を有する施設の安全機能が機能しないおそれがあった場合。
検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）は、安全機能を有する施設の安全機能に影響を及ぼさなかった。

あった、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示した、又は、当該測定器は、
当該計測器は再校正の結果、所定の判定基準内であり、又は、保守的測定値（例えば、過剰応答）を示さなかった場合【核燃料施設】安全機能を有する施設である真空破壊装置がサーベイランス
試験に合格しなかったことが報告され、調査の結果、事業者は施設管理方針

事例イの実施又は許認可要件の遂行を怠っていたことが原因であることが特定された。
パフォーマンス劣

その後の測定器は校正により、点検前の状態は、所定の判定基準の範囲外で最後の校正から使用されていなかった場合【核燃料施設】安全機能を有する施設である真空破壊装置がサーベイランス
事例イ

事業者は、施設管理方針に定める頻度で測定器の校正を行っていなかった。

た。
パフォーマンス劣化

安全機能を有する施設が許認可及び施設管理方針を義務付ける要領でその本来の安全機能を遂行するための動作可能性及び信頼性の確保に向けた施設管理を実施しなかったこと。

軽微ではないとする理由

その故障は施設管理方針の不履行が直接の原因であった、又は、検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）により、安全機能を有する施設の安全機能が機能しないおそれがあった場合。

軽微とする場合

検査官によって特定された不遵守（許認可申請書又は施設管理方針の要件の不履行）は、安全機能を有する施設の安全機能に影響を及ぼさなかった。

【核燃料施設】検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等対処設備及【核燃料施設】検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等対処設備及び資機材が設置・運用されており、利用可能な状態に整備されていることをび資機材が設置・運用されており、利用可能な状態に整備されていることを確認するために、重大事故等対処設備及び資機材の保守点検状況を確認した。

確認するために、重大事故等対処設備及び資機材の保守点検状況を確認した。

この結果、ダストモニタ及び電子式線量計３台は、校正されていないことが事例ウ

この結果、ダストモニタ及び電子式線量計３台は、校正されていないことが発覚した。校正ラベルを見ると、ダストモニタが最後に校正されたのは１年発覚した。校正ラベルを見ると、ダストモニタが最後に校正されたのは１年以上前であり、電子式線量計については、校正記録がなかったため、最後に行

以上前であり、電子式線量計については、校正記録がなかったため、最後に行われた校正がいつかを確認できなかった。

われた校正がいつかを確認できなかった。

事業者は、重大事故等対処設備及び資機材の維持管理を怠った。事業規則に事業者は、重大事故等対処設備及び資機材の維持管理を怠った。事業規則に基づき、事業者が提出する事業許可申請書（事故が発生した場合における当基づき、事業者が提出する事業許可申請書（事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書）に記載

該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する説明書）に記載

パフォーマンス劣された対応措置の維持管理及び実行を事業者に義務付けている。また、保安パフォーマンス劣された対応措置の維持管理及び実行を事業者に義務付けている。また、保安化

規定は、「認可された要領に従って必要な設備及び資機材の維持管理及び保守化

規定は、「認可された要領に従って必要な設備及び資機材の維持管理及び保守管理を実施する」ことを義務付けている。緊急時対応実施手順書では、重大事管理を実施する」ことを義務付けている。緊急時対応実施手順書では、重大事

故等対処設備及び資機材を決められた頻度ごとに校正することを義務付けて故等対処設備及び資機材を決められた頻度ごとに校正することを義務付けて

いる。

いる。

他の校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計又は校正済みのダストサ

他の校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計又は校正済みのダストサ

軽微ではないとす

ンプラー及び電子式線量計を備える予備品等が利用可能でなかった、若しく

軽微ではないとす

ンプラー及び電子式線量計を備える予備品等が利用可能でなかった、若しくる理由

は緊急時対応要員の利用可能な場所になかった、又は実際の緊急時に校正さる理由

は緊急時対応要員の利用可能な場所になかった、又は実際の緊急時に校正されていないダストサンプラー及び電子式線量計が使用されていた場合。
軽微とする場合校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計は、事業所のどこでも利用可

れていないダストサンプラー及び電子式線量計が使用されていた場合。
軽微とする場合
54- 236 -

校正済みのダストサンプラー及び電子式線量計は、事業所のどこでも利用可

事例エ能であり、緊急時対応要員の利用可能な場所にあり、複数の予備品（空気サン能であり、緊急時対応要員の利用可能な場所にあり、複数の予備品（空気サンプラー及び線量計）は、入手可能であった場合、又は、校正ラベルの期限が満プラー及び線量計）は、入手可能であった場合、又は、校正ラベルの期限が満了した機器は、前回の校正が確認され、確認したところ校正範囲内でありか了した機器は、前回の校正が確認され、確認したところ校正範囲内でありかつ、操作可能であると判断された場合。

つ、操作可能であると判断された場合。

【核燃料施設】検査官は、重大事故等の発生を防ぐために最優先すべき操作【核燃料施設】検査官は、重大事故等の発生を防ぐために最優先すべき操作等の判断の責任を与えられ、代替要員として緊急時対応組織に割り当てられ等の判断の責任を与えられ、代替要員として緊急時対応組織に割り当てられたある対策要員が、保安規定及び運営規程の要件に従って訓練を受けていな

たある対策要員が、保安規定及び運営規程の要件に従って訓練を受けていなかったと判断した。最初に割り当てられた対策要員を含め、当該職位に割り事例エかったと判断した。最初に割り当てられた対策要員を含め、当該職位に割り当てられた他の対策要員３人は訓練を受けていた。事業者の保安規定及び運当てられた他の対策要員３人は訓練を受けていた。事業者の保安規定及び運営規程は、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けることを義務付けて営規程は、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けることを義務付けて

いた。

いた。

事業者は、保安規定及び運営規程が義務付ける要領で、緊急時対応組織の全事業者は、保安規定及び運営規程が義務付ける要領で、緊急時対応組織の全構成員が毎年訓練を受けるようにすることを怠った。保安規定の審査基準に構成員が毎年訓練を受けるようにすることを怠った。保安規定の審査基準にパフォーマンス劣

おいては、重大事故等発生時における施設の保全に係る対応措置の維持及びパフォーマンス劣

おいては、重大事故等発生時における施設の保全に係る対応措置の維持及び化実行を事業者に義務付けている。また、保安規定において「対策要員に対する化実行を事業者に義務付けている。また、保安規定において「対策要員に対する軽微ではないとす
る理由

教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること。」を要求しているが、こ教育及び訓練を毎年一回以上定期的に実施すること。」を要求しているが、この対策要員が、最後に訓練を受けたのは、検査日から２年前であった。

の対策要員が、最後に訓練を受けたのは、検査日から２年前であった。

緊急時対応組織内で固有の職務を果たす当該対策要員は、現行の資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けたことがなく、その職位に付随する責任には、リ
スク上重要な活動又は意思決定が含まれていた場合。

軽微ではないとする理由

事例オ

資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けていた。この職位に付随する責任には教育若しくは研修）を受けたことがなく、その職位に付随する責任には、リ
スク上重要な活動又は意思決定が含まれていた場合。

緊急時対応組織内でこの職務を割り当てられた他の対策要員３人は、現行の軽微とする場合

緊急時対応組織内で固有の職務を果たす当該対策要員は、現行の資格訓練（又緊急時対応組織内でこの職務を割り当てられた他の対策要員３人は、現行の軽微とする場合

資格訓練（又は教育若しくは研修）を受けていた。この職位に付随する責任には、リスク上重要な活動又は意思決定が含まれていなかった場合。

は、リスク上重要な活動又は意思決定が含まれていなかった場合。

【核燃料施設】検査官は、毎年行われる緊急時対応に係る検査を通じて、事業【核燃料施設】検査官は、毎年行われる緊急時対応に係る検査を通じて、事業者は前回の隔年で行われる演習で特定された劣化を是正していないことを確者は前回の隔年で行われる演習で特定された劣化を是正していないことを確認した。検査官は、前回の成果報告書をレビューした上で、事業者の緊急時対認した。検査官は、前回の成果報告書をレビューした上で、事業者の緊急時対応に係る対策要員は、線量評価ソフトウェアの操作に不慣れであると判断した。特定された是正措置には、操作が不十分であると判断された対策要員を応に係る対策要員は、線量評価ソフトウェアの操作に不慣れであると判断し事例オた。特定された是正措置には、操作が不十分であると判断された対策要員を

外部の研修に派遣することが含まれた。検査官は、操作が不十分であると判

外部の研修に派遣することが含まれた。検査官は、操作が不十分であると判断された対策要員の訓練記録をレビューし、当該訓練は不完全であると判断断された対策要員の訓練記録をレビューし、当該訓練は不完全であると判断した。当該訓練を含む成果報告書は 12 か月間にわたって未了扱いであった。

した。当該訓練を含む成果報告書は 12 か月間にわたって未了扱いであった。

パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられた要領で、前回の隔年で行パフォーマンス劣事業者は、保安規定及び運営規程で義務付けられた要領で、前回の隔年で行化われる演習で評価された劣化の是正を怠った。

化

われる演習で評価された劣化の是正を怠った。

軽微ではないとす

事業者は、評価で確認された重大事故等対処に係る緊急時対応能力の劣化を

軽微ではないとす

事業者は、評価で確認された重大事故等対処に係る緊急時対応能力の劣化をる理由是正する措置を講じなかった。

る理由

是正する措置を講じなかった。

55- 237 -

軽微とする場合

事業者は劣化を是正していたが成果報告書を適切に反映していなかった、事事業者は劣化を是正していたが成果報告書を適切に反映していなかった、事業者は操作が不十分であると判断された対策要員を（事業者が訓練証明書を業者は操作が不十分であると判断された対策要員を（事業者が訓練証明書を提示できる）外部研修に派遣したが、対策要員の訓練記録の更新を怠った、若提示できる）外部研修に派遣したが、対策要員の訓練記録の更新を怠った、若しくは操作が不十分であると判断された対策要員は線量評価ソフトウェアに

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

ついて正式な訓練を受けた他の対策要員と交代された、又は事業者は訓練を計画していたが研修の参加機会がなく訓練は完了していなかった場合。

計画していたが研修の参加機会がなく訓練は完了していなかった場合。

５．リリース前の作業ミス等

改造後のシステム復旧に先立って、事業者は使用済燃料プール冷却系吸水管改造後のシステム復旧に先立って、事業者は使用済燃料プール冷却系吸水管のリプレースに係る改造工事において、元のシステム設計で要求されていたのリプレースに係る改造工事において、元のシステム設計で要求されていた

サイフォン・ホールが含まれていなかったことが判明し、その原因は技術者が元の設計の要求に気付かなかったことによるものであった。配管の配置に

サイフォン・ホールが含まれていなかったことが判明し、その原因は技術者

事例 aが元の設計の要求に気付かなかったことによるものであった。配管の配置により、サイフォン事象が発生するとプール水位が保安規定で認められた位置

より、サイフォン事象が発生するとプール水位が保安規定で認められた位置よりも低くなるが、燃料が露出する位置には至らない。

よりも低くなるが、燃料が露出する位置には至らない。

配管設計が作業指示書及び図面に正しく反映されなかった。
この事案は進行中の作業であった。作業エラーはシステム復旧前の改造処理の期間中に把握され是正された。
サイフォン・ホールを設置しないまま、又はサイフォン・ホールに対する要求を除外した評価を完了しないままシステムを運用に戻した場合

パフォーマンス劣化
軽微である理由
軽微でない場合

変更工事中、事業者は据付手順書に従わず、逆止弁を逆向きに据え付けた。
事例 b

しくは操作が不十分であると判断された対策要員は線量評価ソフトウェアについて正式な訓練を受けた他の対策要員と交代された、又は事業者は訓練を

５．リリース前の作業ミス等

事例 a

軽微とする場合

品質管理ではこのミスが発見されなかった。系統復帰に先立つ変更後試験

配管設計が作業指示書及び図面に正しく反映されなかった。
この事案は進行中の作業であった。作業エラーはシステム復旧前の改造処理の期間中に把握され是正された。
サイフォン・ホールを設置しないまま、又はサイフォン・ホールに対する要求を除外した評価を完了しないままシステムを運用に戻した場合

変更工事中、事業者は据付手順書に従わず、逆止弁を逆向きに据え付けた。
事例 b

品質管理ではこのミスが発見されなかった。系統復帰に先立つ変更後試験

で、事業者はこの問題を発見した。

で、事業者はこの問題を発見した。

パフォーマンス劣

事業者は実際のコンフィギュレーションに沿って設計を正しく解釈しなかっパフォーマンス劣

事業者は実際のコンフィギュレーションに沿って設計を正しく解釈しなかっ

化

た。

化

た。

軽微である理由

進行中の作業で、安全上の影響はない。

軽微である理由

進行中の作業で、安全上の影響はない。

軽微でない場合系統を供用に復帰した場合。

軽微でない場合系統を供用に復帰した場合。

仕様に一致しないソレノイドが納品検査でスクリーニングされ、倉庫に保管
事例 c

されていた。その弁が据付用に持ち出され、電気作業員が間違ったタイプで仕様に一致しないソレノイドが納品検査でスクリーニングされ、倉庫に保管
事例 c

されていた。その弁が据付用に持ち出され、電気作業員が間違ったタイプであることに気付いた。

あることに気付いた。

パフォーマンス劣

事業者は誤って不適合部品を使用しないよう管理することになっているが、パフォーマンス劣

事業者は誤って不適合部品を使用しないよう管理することになっているが、化

不適切な部品が設置される可能性があった。

化

不適切な部品が設置される可能性があった。

軽微である理由

進行中の作業で、悪影響は一切なかった。

軽微である理由

進行中の作業で、悪影響は一切なかった。

軽微でない場合弁を取り付け、系統を供用に復帰した場合。

軽微でない場合弁を取り付け、系統を供用に復帰した場合。

事例 d

事業者は、保守後に、義務付けられている保全後の試験を行わずに臨界警報システムを供用状態に戻した。

事業者は、保守後に、義務付けられている保全後の試験を行わずに臨界警報

事例 dシステムを供用状態に戻した。
56- 238 -

パフォーマンス劣事業者は、臨界事故を検知できるモニタリングシステムの保守に係る要求事

パフォーマンス劣事業者は、臨界事故を検知できるモニタリングシステムの保守に係る要求事化項を遵守しなかった。保守作業は手順書に従って行われなかった。

化項を遵守しなかった。保守作業は手順書に従って行われなかった。

軽微ではないとす事業者が義務付けられている保全後試験を実施したところ、警報システムが軽微ではないとす事業者が義務付けられている保全後試験を実施したところ、警報システムがる理由

故障していた。

る理由

故障していた。

軽微とする場合

事例 e

事業者は、その後、義務付けられている保全後試験を実施し、欠陥は特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、核燃料輸送物の発送前の点検において、輸送容器に、社内規定に定める開封防止検知シールを適切な場所に取り付けなかった。

軽微とする場合

事業者は、その後、義務付けられている保全後試験を実施し、欠陥は特定されなかった場合。

【核燃料施設】事業者は、核燃料輸送物の発送前の点検において、輸送容器

事例 eに、社内規定に定める開封防止検知シールを適切な場所に取り付けなかった。

パフォーマンス劣

社内規定において、輸送容器の開封防止検知シールを適切な場所に取り付け

パフォーマンス劣

社内規定において、輸送容器の開封防止検知シールを適切な場所に取り付け化ることを義務付けているがこれが実施されなかった。

化ることを義務付けているがこれが実施されなかった。

軽微ではないとす
る理由

軽微とする場合

当該容器は施設から運び出されなかったが、容器が開封されていたことが確認された、又は当該容器は、開封された事実が不明なまま施設から運び出された。
当該容器は施設から運び出されず、容器が開封された事実はないことが確認された場合。

軽微ではないとする理由

当該容器は施設から運び出されなかったが、容器が開封されていたことが確認された、又は当該容器は、開封された事実が不明なまま施設から運び出された。

軽微とする場合

当該容器は施設から運び出されず、容器が開封された事実はないことが確認された場合。

６．放射線障害に対する防護

６．放射線障害に対する防護

一般スクリーニング基準：規制の枠組みでは、一連の放射線防護バリア及び防護措置（例：訓一般スクリーニング基準：規制の枠組みでは、一連の放射線防護バリア及び防護措置（例：訓練、手順書、ALARA 計画書、放射線サーベイ、作業員のブリーフィング、区域の掲示、モニタリ

練、手順書、ALARA 計画書、放射線サーベイ、作業員のブリーフィング、区域の掲示、モニタリ

ング要件など）の組合せにより、従業員及び公衆の健康と安全の適切な防護を提供している。一

ング要件など）の組合せにより、従業員及び公衆の健康と安全の適切な防護を提供している。一つの放射線防護バリアを実施する際に軽微なパフォーマンスの劣化があっても、健康と安全の防

つの放射線防護バリアを実施する際に軽微なパフォーマンスの劣化があっても、健康と安全の防護の全体的な妥当性の低下は、一般的にごくわずかである。しかしながら、複数のバリアのパフ

護の全体的な妥当性の低下は、一般的にごくわずかである。しかしながら、複数のバリアのパフォーマンスの劣化、又は一つの重大なバリアの喪失が起きた場合は、軽微でないパフォーマンス

ォーマンスの劣化、又は一つの重大なバリアの喪失が起きた場合は、軽微でないパフォーマンス

の劣化として分類される。これらは、個別の状況及びパフォーマンス劣化の重要度に関する検査の劣化として分類される。これらは、個別の状況及びパフォーマンス劣化の重要度に関する検査官の評価に基づいて判断する。

官の評価に基づいて判断する。

事例 a

事業者は適切に放射線サーベイを行っていたが、そのサーベイが文書化されていなかった。

事業者は適切に放射線サーベイを行っていたが、そのサーベイが文書化され事例 aていなかった。

パフォーマンス劣

放射線サーベイが、放射線障害防護に関する手順書で要求されているところ

パフォーマンス劣

放射線サーベイが、放射線障害防護に関する手順書で要求されているところ

化の文書化が行われていなかった。

化の文書化が行われていなかった。

軽微である理由

放射線サーベイは確かに実施されており、適切な放射線管理は構築されていた。

軽微である理由

サーベイ記録の欠如により、放射線管理が成立しない状況（管理者又は放射軽微でない場合

事例ｂ

線障害防護専門家が放射線に係る状況を把握せず）になった場合、又は深刻化た。
サーベイ記録の欠如により、放射線管理が成立しない状況（管理者又は放射軽微でない場合

線障害防護専門家が放射線に係る状況を把握せず）になった場合、又は深刻な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況になった場合。

な計画外又は意図しない個人被ばくが見込まれる状況になった場合。

放射線検出装置（例えば、可搬型装置又は固定式エリアモニタ）の使用前

放射線検出装置（例えば、可搬型装置又は固定式エリアモニタ）の使用前に、サイト手順書で求められている適切な較正又は応答検査を実施しなかっ事例ｂに、サイト手順書で求められている適切な較正又は応答検査を実施しなかった。
パフォーマンス劣

放射線サーベイは確かに実施されており、適切な放射線管理は構築されてい放射線検出装置の使用前に、適切な較正又は応答検査を実施しなかった。

た。
パフォーマンス劣
化57- 239 -

放射線検出装置の使用前に、適切な較正又は応答検査を実施しなかった。

再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内にあった、測定軽微である理由

軽微でない場合

事例ｃ

値が保守的だった（即ち、過剰応答）、もしくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモ

再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内にあった、測定軽微である理由

値が保守的だった（即ち、過剰応答）、もしくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモ

ニタの警報機能が達成された。

ニタの警報機能が達成された。

再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内になかった、測再較正又は応答検査を行った際に、装置の状態が合格基準内になかった、測定値が保守的でなかった、若しくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモニタの警報機

軽微でない場合定値が保守的でなかった、若しくは監視している放射線ハザードの全体的なレベルを考慮して合理的な安全裕度レベル内に固定式エリアモニタの警報機能が達成されなかった場合。

能が達成されなかった場合。

放射線管理技術者が、十分な資格がない業務範囲を提供又は作業を実施した

放射線管理技術者が、十分な資格がない業務範囲を提供又は作業を実施した（例えば、必要な作業資格認定が完了していなかった、又は放射線管理技術

事例ｃ（例えば、必要な作業資格認定が完了していなかった、又は放射線管理技術者の経験が十分でなかった）。

者の経験が十分でなかった）。

パフォーマンス劣事業者が、保安規定に基づく要求を満足する資格及び訓練経験を有する放射パフォーマンス劣事業者が、保安規定に基づく要求を満足する資格及び訓練経験を有する放射化

線管理技術者を使用していなかった。

化

線管理技術者を使用していなかった。

放射線管理技術者は放射線管理基礎訓練を完了しており、特に誤りは犯さな
軽微である理由

軽微でない場合

かった、若しくは誤りはあったが軽微だった、又は放射線管理技術者が実施した作業（例えば、放射線サーベイ及びモニタリング）は、合理的レベルの放射線管理技術者は放射線管理基礎訓練を完了しており、特に誤りは犯さな
軽微である理由した作業（例えば、放射線サーベイ及びモニタリング）は、合理的レベルの放射線防護及びモニタリングだった。

放射線防護及びモニタリングだった。

放射線管理技術者が、放射線リスクの高い作業で放射線サーベイ及びモニタ

放射線管理技術者が、放射線リスクの高い作業で放射線サーベイ及びモニタリングを行う際に、１つ以上の重大な誤りを犯した場合、又は放射線管理技
術者が実施した作業が合理的レベルの放射線防護及びモニタリングでなかっ

軽微でない場合

た場合。

事例 d

かった、若しくは誤りはあったが軽微だった、又は放射線管理技術者が実施

高放射線区域（HRA）に不適切な立入りがあった（即ち、保安規定及び発電所手順書に従っていなかった）。

リングを行う際に、１つ以上の重大な誤りを犯した場合、又は放射線管理技
術者が実施した作業が合理的レベルの放射線防護及びモニタリングでなかった場合。

高放射線区域（HRA）に不適切な立入りがあった（即ち、保安規定及び発電

事例 d

所手順書に従っていなかった）。

事業者の職員が、HRA 内への立入り及び HRA 内での作業に関して、規定され事業者の職員が、HRA 内への立入り及び HRA 内での作業に関して、規定されパフォーマンス劣た放射線バリア及び放射線防護措置を遵守しなかった。注：HRA への立入り

パフォーマンス劣た放射線バリア及び放射線防護措置を遵守しなかった。注：HRA への立入り

化に関するパフォーマンスの劣化の他の例は、原子力規制庁が放射線の状況の化に関するパフォーマンスの劣化の他の例は、原子力規制庁が放射線の状況の軽微である理由

軽微でない場合

重大性に基づき評価する。

重大性に基づき評価する。

その職員は、HRA への立入りを許可されており（例えば、放射線防護職員又その職員は、HRA への立入りを許可されており（例えば、放射線防護職員又は放射線作業許可により認められている）、当該区域の放射線の状況を認識

は放射線作業許可により認められている）、当該区域の放射線の状況を認識していた（例えば、放射線サーベイ結果に関する作業前説明を受けた、又は軽微である理由していた（例えば、放射線サーベイ結果に関する作業前説明を受けた、又はレビューした）が、誤った放射線作業許可（RWP）に記名していた。作業でレビューした）が、誤った放射線作業許可（RWP）に記名していた。作業では正しい RWP の手順を遵守した。

は正しい RWP の手順を遵守した。

その職員は、HRA への立入りを許可されていなかった、HRA への立入りを許

その職員は、HRA への立入りを許可されていなかった、HRA への立入りを許可されているが放射線の状況を認識していなかった（例えば、放射線サーベ

可されているが放射線の状況を認識していなかった（例えば、放射線サーベ

イについて説明を受けなかった、又はレビューしなかった）、HRA への立入

イについて説明を受けなかった、又はレビューしなかった）、HRA への立入りを許可されており放射線の状況を認識しており、放射線に関する具体的な軽微でない場合りを許可されており放射線の状況を認識しており、放射線に関する具体的な指示を受けていたが、許可されていない行動を採ったため放射線の状況が大指示を受けていたが、許可されていない行動を採ったため放射線の状況が大きく変わった、電子線量計（ED）のアラームが出た後、事業者の放射線防護

きく変わった、電子線量計（ED）のアラームが出た後、事業者の放射線防護

計画書／手順書に記載されている所定の手順（例えば、作業の中止、区域か

計画書／手順書に記載されている所定の手順（例えば、作業の中止、区域か58- 240 -

事例 e

らの退去及び放射線管理技術者への連絡）を行うことなく HRA 内で作業を続らの退去及び放射線管理技術者への連絡）を行うことなく HRA 内で作業を続けた、又は物理的管理を無視した（例えば、施錠した高放射線区域を囲むバ

けた、又は物理的管理を無視した（例えば、施錠した高放射線区域を囲むバ

リアをバイパスした、又は較正用線源のインターロックをバイパスした）場

リアをバイパスした、又は較正用線源のインターロックをバイパスした）場

合。

合。

事業者は、放射線又は大気汚染調査（例えば、大気試料採取）を適切に行ったが、この調査は記録されなかった。

事業者は、放射線又は大気汚染調査（例えば、大気試料採取）を適切に行った事例 eが、この調査は記録されなかった。

パフォーマンス劣

放射線防護プログラムの記録保持を各事業者に義務付ける規制要件を達成しパフォーマンス劣

放射線防護プログラムの記録保持を各事業者に義務付ける規制要件を達成し化ておらず、サイトの手順書又は許認可申請に準ずる活動が実施されなかった。

化ておらず、サイトの手順書又は許認可申請に準ずる活動が実施されなかった。

軽微ではないとする理由

実地調査記録の欠如は、放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こし、この状況に起因して、規制要件の限度値を超える計画外の又は被ばくが個人に発生した。

軽微ではないとす
る理由

事例 f

録の欠如は放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こしたが、この状況

実地調査は実際に行われ、適切な放射線管理が立証された、又は、実地調査記
軽微とする場合

化

軽微ではないとする理由に起因して計画外の被ばくが個人に発生することはなかった場合。

放射線検知測定器（例えば、可搬型測定器又は定置型エリア放射線モニタ）は放射線検知測定器（例えば、可搬型測定器又は定置型エリア放射線モニタ）はサイトの手順書に従って適切に校正されなかった又は、使用前に応答確認が事例 f

サイトの手順書に従って適切に校正されなかった又は、使用前に応答確認が定量的放射線測定に用いられる測定器及び機器の定期的な校正を義務付ける規制要件の達成不履行、又は、サイトの手順書若しくは許認可申請に準ずる活動を怠ったこと。
再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応
答確認に対する検収基準の範囲外であった、又は保守的な測定値を提示しなかった。

行われなかった。
パフォーマンス劣化

事例 g

答確認に対する検収基準の範囲内であった、又は保守的な測定値（即ち、過剰定量的放射線測定に用いられる測定器及び機器の定期的な校正を義務付ける規制要件の達成不履行、又は、サイトの手順書若しくは許認可申請に準ずる活動を怠ったこと。

軽微ではないとする理由

再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応
答確認に対する検収基準の範囲外であった、又は保守的な測定値を提示しなかった。

再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応軽微とする場合録の欠如は放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こしたが、この状況に起因して計画外の被ばくが個人に発生することはなかった場合。

行われなかった。
パフォーマンス劣

この状況に起因して、規制要件の限度値を超える計画外の又は被ばくが個人に発生した。

実地調査は実際に行われ、適切な放射線管理が立証された、又は、実地調査記
軽微とする場合

実地調査記録の欠如は、放射線管理を立証できなくなる状況を引き起こし、再調整時又は応答確認時における、測定器の検査前状態は、校正若しくは応軽微とする場合

答確認に対する検収基準の範囲内であった、又は保守的な測定値（即ち、過剰応答）を提示した場合。

応答）を提示した場合。

保健物理技術者は、業務又は職務を遂行するための十分な資格を付与されな

保健物理技術者は、業務又は職務を遂行するための十分な資格を付与されない（例えば、職務遂行資格は義務付けられた要領で修了されていなかった、又事例 gい（例えば、職務遂行資格は義務付けられた要領で修了されていなかった、又は当該保健物理技術者は経験不足であった）で業務した。

は当該保健物理技術者は経験不足であった）で業務した。

パフォーマンス劣

サイトの手順書又は、許認可申請に記載される特定の要件に従って認定を行

パフォーマンス劣

サイトの手順書又は、許認可申請に記載される特定の要件に従って認定を行化わなかった。

化

わなかった。

軽微ではないとす
る理由

当該技術者は、放射線学的にリスクが重大な作業に対する放射線サーベイ及びモニタリングの実行時に１つ又は複数の重大な誤りがあり、これに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生した。

軽微ではないとす
る理由

ちがなかった又は軽微な判断ミスであり、その過ちに起因して、規制要件のびモニタリングの実行時に１つ又は複数の重大な誤りがあり、これに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生した。

当該保健物理技術者は基本的な保健物理学の訓練を修了しており、判断に過軽微とする場合

当該技術者は、放射線学的にリスクが重大な作業に対する放射線サーベイ及当該保健物理技術者は基本的な保健物理学の訓練を修了しており、判断に過軽微とする場合

限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生することはなかった場合。

ちがなかった又は軽微な判断ミスであり、その過ちに起因して、規制要件の限度値を超える計画外の被ばくが作業員に発生することはなかった場合。

59- 241 -

事例 h

パフォーマンス劣検出可能な認可済み放射性物質を含有する機器等（例えば、工具）の実地調査

検出可能な認可済み放射性物質を含有する機器等（例えば、工具）の実地調査が不十分だったために、この機器等は施設の放射線管理区域から搬出された。

が不十分だったために、この機器等は施設の放射線管理区域から搬出された。

この工具は放射線モニタリングの対象でない放射線管理区域の境界外の区域

事例 h

この工具は放射線モニタリングの対象でない放射線管理区域の境界外の区域で発見された。
「汚染された」機器等は所有者管理区域を超えてオフサイトにで発見された。
「汚染された」機器等は所有者管理区域を超えてオフサイトに搬出される可能性があった。

搬出される可能性があった。

サイトの手順書又は許認可申請に従って活動を行わなかったこと。

化

パフォーマンス劣化

放射線管理区域から搬出され、その後、放射線測定の対象でない区域で発見
軽微ではないとす
る理由

軽微とする場合

事例 i

された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、その空間線量率はバックグラウンドと区別できるものであると結論された、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度

放射線管理区域から搬出され、その後、放射線測定の対象でない区域で発見
軽微ではないとする理由

化された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、その空間線量率はバックグラウンドと区別できるものであると結論された、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度

値を上回っており、汚染レベルは規制要件に記載される量以下であった。

値を上回っており、汚染レベルは規制要件に記載される量以下であった。

搬出され、その後に発見された１つの機器等について実施されたサーベイは搬出され、その後に発見された１つの機器等について実施されたサーベイは不十分であった。追跡調査の結果、当該機器等には空間線量率の放射性物質

不十分であった。追跡調査の結果、当該機器等には空間線量率の放射性物質が含まれるが、この線量率はバックグラウンドと区別ができないもので、現軽微とする場合が含まれるが、この線量率はバックグラウンドと区別ができないもので、現実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度値を下回ると実的な被ばくシナリオを用いた計算線量率は、規制要件の限度値を下回ると結論された場合。

結論された場合。

検査官は、定期的な巡回／検査を通じて、施錠されていない高放射線区域を検査官は、定期的な巡回／検査を通じて、施錠されていない高放射線区域を１箇所発見した。この高線量区域への立入り管理に用いられている方法は、

事例 i

１箇所発見した。この高線量区域への立入り管理に用いられている方法は、通路の施錠管理だけだったが、実施していなかった。
パフォーマンス劣

サイトの手順書又は許認可申請に従って活動を行わなかったこと。

高線量区域に通じる通路の施錠を義務付ける規制要件を満たさなかった。

通路の施錠管理だけだったが、実施していなかった。
パフォーマンス劣
化

高線量区域に通じる通路の施錠を義務付ける規制要件を満たさなかった。

軽微ではないとす

放射線レベルの測定により、実際に、高線量区域は存在し、遮蔽されていなか

軽微ではないとす

放射線レベルの測定により、実際に、高線量区域は存在し、遮蔽されていなかる理由

ったことが判明した。

る理由

ったことが判明した。

軽微とする場合

事例 j

高線量区域の掲示は以前から行われていたが、放射線レベルの測定により、放射線状態は実際には高線量区域ではなかったことが判明した場合。

高放射線区域への不適切な立入りが発生した。

軽微とする場合

事例 j

高線量区域の掲示は以前から行われていたが、放射線レベルの測定により、放射線状態は実際には高線量区域ではなかったことが判明した場合。

高放射線区域への不適切な立入りが発生した。

被ばく線量が ALARA になるようにすることを事業者に義務付ける規制要件を

被ばく線量が ALARA になるようにすることを事業者に義務付ける規制要件を

パフォーマンス劣達成しなかった。作業員の放射線防護については放射線作業許可証の要件がパフォーマンス劣達成しなかった。作業員の放射線防護については放射線作業許可証の要件が化規定されており、これは固有の放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守さ化規定されており、これは固有の放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。

れなければならない。

当該個人は高線量区域への立入りを許可されていなかった又は、当該個人は

当該個人は高線量区域への立入りを許可されていなかった又は、当該個人は立入りを許可されていたが、放射線状態を認識していなかった（例えば、状況立入りを許可されていたが、放射線状態を認識していなかった（例えば、状況説明を受けていなかった又は放射線サーベイをレビューしていなかった）又

説明を受けていなかった又は放射線サーベイをレビューしていなかった）又軽微ではないとす

は、当該個人は高線量区域への立入りを許可されており、当該区域の放射線

軽微ではないとす

は、当該個人は高線量区域への立入りを許可されており、当該区域の放射線る理由

状態を認識し、かつ、固有の放射線に関する指示を受けていたが、放射線状態

る理由

状態を認識し、かつ、固有の放射線に関する指示を受けていたが、放射線状態

を著しく変える未許可の行動を行った、又は、当該個人は、電子式線量計（ED）

を著しく変える未許可の行動を行った、又は、当該個人は、電子式線量計（ED）の警報が鳴った後も事業者の放射線防護プログラム／手順書に定める所定のの警報が鳴った後も事業者の放射線防護プログラム／手順書に定める所定の手順上の行動（例えば、作業の中止、区域からの退出及び保健物理部門への連手順上の行動（例えば、作業の中止、区域からの退出及び保健物理部門への連60- 242 -

軽微とする場合

事例 k絡)を行わずに高線量区域内で作業を続け、若しくは当該個人は物理的管理機絡)を行わずに高線量区域内で作業を続け、若しくは当該個人は物理的管理機

能を無視した行動（例えば、施錠された高放射線区域周囲の障壁の無視又は能を無視した行動（例えば、施錠された高放射線区域周囲の障壁の無視又は校正線源のインターロックの無視）を行っており、個人が被ばくした線量は校正線源のインターロックの無視）を行っており、個人が被ばくした線量は放射線作業許可証の限度値をもう少しで超えるところ若しくは超えていた。

放射線作業許可証の限度値をもう少しで超えるところ若しくは超えていた。

当該個人は高線量区域への立入りを（例えば、放射線防護員又は放射線作業

当該個人は高線量区域への立入りを（例えば、放射線防護員又は放射線作業

許可書によって）許可されており、当該区域の放射線状態を（例えば、作業前

許可書によって）許可されており、当該区域の放射線状態を（例えば、作業前

状況確認又は放射線サーベイの結果のレビューを通じて）認識しており、誤軽微とする場合

状況確認又は放射線サーベイの結果のレビューを通じて）認識しており、誤った放射線作業許可証に基づいて立入りしていたものの、正しい放射線作業

った放射線作業許可証に基づいて立入りしていたものの、正しい放射線作業

許可証の指示を遵守していた場合。

許可証の指示を遵守していた場合。

作業活動は、放射線作業許可証で扱われる管理地域（又は医療機関）内で進ん作業活動は、放射線作業許可証で扱われる管理地域（又は医療機関）内で進んでいた。検査官は、ある個人が職務固有の放射線作業許可証が義務付ける呼でいた。検査官は、ある個人が職務固有の放射線作業許可証が義務付ける呼吸保護具を装着していないことに気付いた。事業者は調査の一環として、影響を受けた個人に、事業者のバイオアッセイ手順書に従って、バイオアッセ

吸保護具を装着していないことに気付いた。事業者は調査の一環として、影事例 k

響を受けた個人に、事業者のバイオアッセイ手順書に従って、バイオアッセ

イ試料を提出することを要求した。事業者はこの結果、当該個人は可溶性ウ

イ試料を提出することを要求した。事業者はこの結果、当該個人は可溶性ウ

ランを大量に吸収したと判断した。

ランを大量に吸収したと判断した。

事業者は許認可条件に準ずる手順書に従わなければならない。作業員の放射事業者は許認可条件に準ずる手順書に従わなければならない。作業員の放射

パフォーマンス劣

線防護については放射線作業許可証の要件が規定されており、これは固有のパフォーマンス劣

線防護については放射線作業許可証の要件が規定されており、これは固有の化

放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。規制要件化

放射線作業許可証が義務付ける要領で遵守されなければならない。規制要件

では、ウランの吸収量等の成人に対する被ばく線量限度値を規定している。

では、ウランの吸収量等の成人に対する被ばく線量限度値を規定している。

軽微ではないとす

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや

軽微ではないとす

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくやる理由

内部取り込みが発生した。

る理由

内部取り込みが発生した。

軽微とする場合

事例 l

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや
内部取り込みは発生しなかった場合。

軽微とする場合

放射線作業許可証の要件の不遵守に起因して、規制限度値を超える被ばくや
内部取り込みは発生しなかった場合。

検査官はウォークダウンを通じて、炉の保全計画に使用される汚染防止エン

検査官はウォークダウンを通じて、炉の保全計画に使用される汚染防止エンクロージャ（箱）の破損を発見した。密封テープが剥落し、これによってエンクロージャ（箱）の破損を発見した。密封テープが剥落し、これによってエンクロージャ（箱）が開いた状態になり、保全作業中に発生し得る浮遊物質がエ

事例 l

クロージャ（箱）が開いた状態になり、保全作業中に発生し得る浮遊物質がエンクロージャ（箱）から逃げないようにする閉じ込め機能に影響を及ぼしてンクロージャ（箱）から逃げないようにする閉じ込め機能に影響を及ぼして

いた。

いた。

パフォーマンス劣

作業は、放射線汚染管理手順及び関連する放射線作業許可証／ALARA の計画パ

パフォーマンス劣

作業は、放射線汚染管理手順及び関連する放射線作業許可証／ALARA の計画パ化

ッケージの要件又は関連する作業指示に従って行われなかった。

化

ッケージの要件又は関連する作業指示に従って行われなかった。

軽微ではないとす

作業は中断されず、試料は放射線管理が及ばない他の区域における大気汚染

軽微ではないとす

作業は中断されず、試料は放射線管理が及ばない他の区域における大気汚染

る理由の拡散を示唆した。

る理由の拡散を示唆した。

軽微とする場合

事例ｍ

事業者は作業及び放射線サーベイを開始せず、大気試料からは放射線問題が確認されなかった場合。

検査官は、総合安全解析の線量結果計算のレビューを通じて、数学的誤りを１件発見した。

軽微とする場合

事業者は作業及び放射線サーベイを開始せず、大気試料からは放射線問題が確認されなかった場合。

検査官は、総合安全解析の線量結果計算のレビューを通じて、数学的誤りを事例ｍ

１件発見した。

パフォーマンス劣規制要求は、設計基準事故等の公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれ

パフォーマンス劣規制要求は、設計基準事故等の公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれ

化がある事象について、放射性物質又は放射線が加工施設を設置する工場又は化がある事象について、放射性物質又は放射線が加工施設を設置する工場又は61- 243 -

事業所外へ放出されることを抑制し、又は防止することを要求している。

事業所外へ放出されることを抑制し、又は防止することを要求している。

軽微ではないとす

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線

軽微ではないとす

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線

る理由

量の増大が発生した。

る理由

量の増大が発生した。

軽微とする場合

事例ｎ

パフォーマンス劣化

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線量の増大は発生しなかった場合。

軽微とする場合

この誤りに起因して、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがある線量の増大は発生しなかった場合。

検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関

検査官は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定める方針であること、及び工場等と協議・合意の上、外部からの支援計画を定める方針であること、及び工場等

外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品、燃料等）によ

外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品、燃料等）により、事故発生後６日間までに支援を受けられる体制であることについて、そ事例ｎ

り、事故発生後６日間までに支援を受けられる体制であることについて、その詳細な説明を要求した。その目的は、事業所外部からの支援体制や重大事の詳細な説明を要求した。その目的は、事業所外部からの支援体制や重大事

故等の中長期的な対応が必要となる場合に備え、適切な対応を検討できる体故等の中長期的な対応が必要となる場合に備え、適切な対応を検討できる体制が構築されているかを確認することであった。

制が構築されているかを確認することであった。

事業者は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関

事業者は、事業許可基準規則に基づき、重大事故等発生時において、関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定めることが義務付けられているが、協定等の締結を含む協力体制、協力先、協力内容について具体化を怠った、又は協力体制、協力内容等について検討や見直しを締結の内容としていパフォーマンス劣
化と協議・合意の上、外部からの支援計画を定めることが義務付けられているが、協定等の締結を含む協力体制、協力先、協力内容について具体化を怠った、又は協力体制、協力内容等について検討や見直しを締結の内容としている場合にあって、その履行や更新を怠った。

る場合にあって、その履行や更新を怠った。

事業所外部の支援組織との協定に基づく協力内容について、平時から重大事

事業所外部の支援組織との協定に基づく協力内容について、平時から重大事

軽微ではないとす

故等に備えた演習又は訓練を実施することとなっているが、事業者からの聴軽微ではないとす

故等に備えた演習又は訓練を実施することとなっているが、事業者からの聴る理由

取や記録確認の結果、これまで演習又は訓練が行われなかったことが判明しる理由

取や記録確認の結果、これまで演習又は訓練が行われなかったことが判明し軽微とする場合た。

た。

協定書を最新の状態に維持する責任を有する外部の支援組織の連絡窓口に、協定書を最新の状態に維持する責任を有する外部の支援組織の連絡窓口に、協定書について聞き取り調査を行ったところ、支援業務を担当する外部の支協定書について聞き取り調査を行ったところ、支援業務を担当する外部の支

援組織の連絡窓口は、前回の協定書の中で合意に達した支援及び業務が依然

援組織の連絡窓口は、前回の協定書の中で合意に達した支援及び業務が依然として有効であることを認識していた。演習又は訓練は、保安規定で義務付として有効であることを認識していた。演習又は訓練は、保安規定で義務付ける要領で隔年又は毎年行われていた。事業所においては、隔年又は毎年、外軽微とする場合部の支援組織に対するサイト視察訪問を行っており、外部の支援組織との演部の支援組織に対するサイト視察訪問を行っており、外部の支援組織との演

習又は訓練に参加した他、原子力規制委員会が評価する演習にこれまで２回

習又は訓練に参加した他、原子力規制委員会が評価する演習にこれまで２回参加していた。
（NRC は、演習の検査／隔年、訓練の検査／年）

参加していた。
（NRC は、演習の検査／隔年、訓練の検査／年）

７．施設管理７．施設管理保全の有効性の監視に係る規制要求に基づく事業者のサイトにおける保全プロ

事例 a

グラムの定期評価について検査官がレビューした際、二つの評価が評価期間

保全の有効性の監視に係る規制要求に基づく事業者のサイトにおける保全プロ
事例 a

グラムの定期評価について検査官がレビューした際、二つの評価が評価期間

24 か月のところそれぞれ２か月と６か月超過していることを確認した。
パフォーマンス劣化ける要領で隔年又は毎年行われていた。事業所においては、隔年又は毎年、外保全の有効性の監視に係る規制要求に対する違反であり、定期保全評価について、評価間隔が 24 か月を超過しないよう少なくとも燃料取替サイクルごととする要求間隔を超過した。

24 か月のところそれぞれ２か月と６か月超過していることを確認した。
パフォーマンス劣化

保全の有効性の監視に係る規制要求に対する違反であり、定期保全評価について、評価間隔が 24 か月を超過しないよう少なくとも燃料取替サイクルごととする要求間隔を超過した。

62- 244 -

要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用軽微である理由

軽微でない場合

事例 b

性に悪影響を及ぼさず、それゆえに保全プログラムの見直しの必要がなかっ要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用軽微である理由

性に悪影響を及ぼさず、それゆえに保全プログラムの見直しの必要がなかった。

た。

要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用要求された間隔で定期評価が行われなったことが設備、機器の信頼性と不可用性に悪影響を及ぼし、それゆえに保全プログラムの見直しが必要になりそれが軽微でない場合性に悪影響を及ぼし、それゆえに保全プログラムの見直しが必要になりそれが完了していない場合。

完了していない場合。

検査官は、保全の有効性の監視に係る定期的な評価の際、保安規定で求められ検査官は、保全の有効性の監視に係る定期的な評価の際、保安規定で求められる EDG の定例試験で、事業者が系統の使用不能時間を含めていないことを発見

る EDG の定例試験で、事業者が系統の使用不能時間を含めていないことを発見した。事業者は月に一度 EDG の試験を行っているが、その試験中は数分間、
EDG は使用不能で所定の安全機能を達成できない。定例試験による使用不能時した。事業者は月に一度 EDG の試験を行っているが、その試験中は数分間、

事例 b

EDG は使用不能で所定の安全機能を達成できない。定例試験による使用不能時

間はトータルの使用不能時間との比較において重要ではなく保全の有効性に係間はトータルの使用不能時間との比較において重要ではなく保全の有効性に係る評価のバランスに影響を及ぼさなかった。

る評価のバランスに影響を及ぼさなかった。

パフォーマンス劣

事業者は保全の有効性の監視に係る評価を行う際に全ての使用不能状態を検討

パフォーマンス劣

事業者は保全の有効性の監視に係る評価を行う際に全ての使用不能状態を検討

化しなかった。

化しなかった。

軽微である理由

軽微でない場合

事例 c

パフォーマンス劣化

全体の使用不能状態から見て、定例試験による使用不能状態の寄与はわずかである。
使用不能状態に対する定例試験の寄与が、バランスの決定に影響を与えるほど大きかった場合。

軽微である理由

軽微でない場合軽微でない場合

使用不能状態に対する定例試験の寄与が、バランスの決定に影響を与えるほど大きかった場合。

検査官は、増強されたオフガス装置の機器のいくつかが保守規則で求められているプログラムのスコープに入っていないことを確認した。これらの機器が故いるプログラムのスコープに入っていないことを確認した。これらの機器が故障すると発電所の過渡事象又はスクラムが発生する可能性があるため、スコープに入れることが要求される。これらの機器を適切にスコープに入れていなか

障すると発電所の過渡事象又はスクラムが発生する可能性があるため、スコー事例 c

プに入れることが要求される。これらの機器を適切にスコープに入れていなかったが、事業者は適切な予防保全を実施しており、設備の性能に問題はなかっったが、事業者は適切な予防保全を実施しており、設備の性能に問題はなかった。

た。

増強されたオフガス装置の特定の機器は故障すると発電所のトランジェント又はスクラムを引き起こす可能性があるが、スコープに入れていなかったため、保全の有効性の監視プログラムに係るスコープに違反している。

パフォーマンス劣化で実施されている予防保全により、保守規則で求められる性能又は状態（欠落

増強されたオフガス装置の特定の機器は故障すると発電所のトランジェント又はスクラムを引き起こす可能性があるが、スコープに入れていなかったため、保全の有効性の監視プログラムに係るスコープに違反している。
設備の性能には問題なかった。この機器がスコープに入っていれば、その系統軽微である理由で実施されている予防保全により、保守規則で求められる性能又は状態（欠落

設備の問題）の効果的管理が実証されていたはずである。

設備の問題）の効果的管理が実証されていたはずである。

スコープ外の機器が実際に故障して過渡事象／スクラムの原因となった、又はスコープ外の機器が実際に故障して過渡事象／スクラムの原因となった、又は設備の性能に問題があり、保守規則で求められる適切な予防保全を通した性能

軽微でない場合

若しくは状態の効果的管理が実証できなかった。

８．原子炉熱出力の制限
切替えを行った。運転員は、予期される 0.2%から 0.4%の熱出力上昇を考慮して当該切替えに先立ち定格熱出力より 0.5%下げることとする手順書の前提条

設備の性能に問題があり、保守規則で求められる適切な予防保全を通した性能
若しくは状態の効果的管理が実証できなかった。

８．原子炉熱出力の制限

99.9%定格熱出力で運転中、運転員はあらかじめ計画されていた給水ポンプの
事例 a

ある。

検査官は、増強されたオフガス装置の機器のいくつかが保守規則で求められて設備の性能には問題なかった。この機器がスコープに入っていれば、その系統軽微である理由

全体の使用不能状態から見て、定例試験による使用不能状態の寄与はわずかで99.9%定格熱出力で運転中、運転員はあらかじめ計画されていた給水ポンプの切替えを行った。運転員は、予期される 0.2%から 0.4%の熱出力上昇を考慮し

事例 aて当該切替えに先立ち定格熱出力より 0.5%下げることとする手順書の前提条

件に従わなかった。第２給水ポンプ起動時点で熱出力が定格を超え 100.2%に件に従わなかった。第２給水ポンプ起動時点で熱出力が定格を超え 100.2%に63- 245 -

パフォーマンス劣化上昇した。運転員は即座に第１給水ポンプを停止させ、定格熱出力に戻した。

上昇した。運転員は即座に第１給水ポンプを停止させ、定格熱出力に戻した。

本事案を通して、熱出力は原子炉安全解析の条件範囲にとどまっており、また本事案を通して、熱出力は原子炉安全解析の条件範囲にとどまっており、また安全上の制限は超えなかった。

安全上の制限は超えなかった。

保安規定の違反であり、運転員は給水ポンプの切替え前の手順書の前提条件を遵守しなかった。なお、熱出力制限の違反は許認可条件に関連するものであったが、この条件は守られていた。

パフォーマンス劣化る理由

軽微とする場合

事例 b

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

で禁止されている条件となった。この事案に関して軽微ではないものとする場
合の他の要素としては、１）運転員が、許認可の熱出力制限を超過したことを認識した際に即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させなかった場合、又手順書の前提条件を遵守しなかったことにより定格熱出力を超過し、運転認可
軽微ではないとする理由

で禁止されている条件となった。この事案に関して軽微ではないものとする場
合の他の要素としては、１）運転員が、許認可の熱出力制限を超過したことを認識した際に即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させなかった場合、又は、２）最大熱出力が安全解析の範囲外に到達した場合、が挙げられる。

は、２）最大熱出力が安全解析の範囲外に到達した場合、が挙げられる。

運転員は前提条件である定格熱出力より 0.5%下げる操作を実施したが、給水運転員は前提条件である定格熱出力より 0.5%下げる操作を実施したが、給水ポンプ切替え後、熱出力が 100.1%定格に上昇した場合（これは、運転経験上

ポンプ切替え後、熱出力が 100.1%定格に上昇した場合（これは、運転経験上予期される最大上昇 0.4%よりも 0.2%高いものである。）であって、運転員は軽微とする場合予期される最大上昇 0.4%よりも 0.2%高いものである。）であって、運転員は熱出力が定格を超えたことを認識した後、即座に熱出力を定格又は定格以下に熱出力が定格を超えたことを認識した後、即座に熱出力を定格又は定格以下に低下させた場合。

低下させた場合。

数日間にわたる定格熱出力以下での定常状態運転の後、運転員が、１時間及び数日間にわたる定格熱出力以下での定常状態運転の後、運転員が、１時間及び２時間の平均炉心熱出力表示が両方とも定格熱出力を超える状態でユニットを２時間の平均炉心熱出力表示が両方とも定格熱出力を超える状態でユニットを運転した。運転認可に従って原子炉出力の監視及び制御を行うために、運転員運転した。運転認可に従って原子炉出力の監視及び制御を行うために、運転員

は、コンピュータで計算した時間平均の平均炉心熱出力表示に依存している。

は、コンピュータで計算した時間平均の平均炉心熱出力表示に依存している。

この平均炉心熱出力表示は 10 秒ごとに更新され、15 分間、１時間、２時間及この平均炉心熱出力表示は 10 秒ごとに更新され、15 分間、１時間、２時間及

び８時間の移動平均を表示する。事業者の手順書では、運転員に対し、15 分

び８時間の移動平均を表示する。事業者の手順書では、運転員に対し、15 分

間平均の平均炉心熱出力を調べ、１時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以事例 b間平均の平均炉心熱出力を調べ、１時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。同様に、１時間平下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。同様に、１時間平均の平均炉心熱出力を調べ、２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に均の平均炉心熱出力を調べ、２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために必要な調整を行うことを要求している。この指針及び認可定格維持するために必要な調整を行うことを要求している。この指針及び認可定格熱出力要求に反して、１時間平均の平均炉心熱出力表示が定格熱出力を超えた

熱出力要求に反して、１時間平均の平均炉心熱出力表示が定格熱出力を超えた

時、運転員が２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために時、運転員が２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力以下に維持するために必要な調整を行わなかった。

必要な調整を行わなかった。

15 分間平均、１時間平均及び２時間平均の平均炉心熱出力を調べ、２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力限度内に維持するために必要な平均炉心熱出力の調整を適宜行うという手順書の要求を運転員が遵守しなかった。
原子炉を定格熱出力以下で運転するという手順書の要求及び認可条件を運転員が遵守しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

パフォーマンス劣化にも関わらず、１時間平均が定格熱出力をわずかに超えたが、その時に２時間平均の平均炉心熱出力が定格熱出力を超えることを防止するため、直ちに適切

15 分間平均、１時間平均及び２時間平均の平均炉心熱出力を調べ、２時間平均の平均炉心熱出力を定格熱出力限度内に維持するために必要な平均炉心熱出力の調整を適宜行うという手順書の要求を運転員が遵守しなかった。

軽微ではないとす
る理由

原子炉を定格熱出力以下で運転するという手順書の要求及び認可条件を運転員が遵守しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

運転員が、15 分間平均の表示に基づきタイムリーで適切な出力調整を行った
軽微とする場合遵守しなかった。なお、熱出力制限の違反は許認可条件に関連するものであったが、この条件は守られていた。

手順書の前提条件を遵守しなかったことにより定格熱出力を超過し、運転認可
軽微ではないとす

保安規定の違反であり、運転員は給水ポンプの切替え前の手順書の前提条件を運転員が、15 分間平均の表示に基づきタイムリーで適切な出力調整を行った
軽微とする場合な調整を実施した場合。

にも関わらず、１時間平均が定格熱出力をわずかに超えたが、その時に２時間平均の平均炉心熱出力が定格熱出力を超えることを防止するため、直ちに適切な調整を実施した場合。

64- 246 -

事例 c

パフォーマンス劣化
軽微ではないとする理由

定格熱出力の 99.5%で 90 分間継続して定常状態で運転した後、２時間平均の定格熱出力の 99.5%で 90 分間継続して定常状態で運転した後、２時間平均の熱出力を定格熱出力の約 100%まで増加するため、運転員が、熱出力を定格熱

熱出力を定格熱出力の約 100%まで増加するため、運転員が、熱出力を定格熱出力の 101.4%に上げて 30 分間維持する特別の操作を実施した。その後、２時間平均熱出力 99.98%が確認された。このインシデントを通して、熱出力は原

出力の 101.4%に上げて 30 分間維持する特別の操作を実施した。その後、２時

事例 c

間平均熱出力 99.98%が確認された。このインシデントを通して、熱出力は原

子炉安全解析の想定内であり（即ち、熱出力が未解析の領域に入らず）、安全

子炉安全解析の想定内であり（即ち、熱出力が未解析の領域に入らず）、安全

制限値を超えることはなかった。

制限値を超えることはなかった。

運転員が運転認可で禁じられた状態である定格熱出力超過まで熱出力を上げて維持する特別の操作を行い、認可条件に違反した。熱出力が定格熱出力を超えた時に、運転員は直ちに熱出力を定格熱出力以下に戻さなかった。
熱出力を、定格熱出力超過まで増加して維持する運転員の措置及び定格熱出力を超えた時点で直ちに復旧しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

パフォーマンス劣化準（例えば、熱出力限度を定格熱出力の 99.97%とする運転の良好事例）を超維持する特別の操作を行い、認可条件に違反した。熱出力が定格熱出力を超えた時に、運転員は直ちに熱出力を定格熱出力以下に戻さなかった。

軽微ではないとする理由

熱出力を、定格熱出力超過まで増加して維持する運転員の措置及び定格熱出力を超えた時点で直ちに復旧しなかったことにより、より重大な安全上の懸念につながる可能性があった。

運転員は、定格熱出力を超えていなかったが、事業者が自ら課した要求又は標軽微とする場合

運転員が運転認可で禁じられた状態である定格熱出力超過まで熱出力を上げて運転員は、定格熱出力を超えていなかったが、事業者が自ら課した要求又は標軽微とする場合

えていた場合。

準（例えば、熱出力限度を定格熱出力の 99.97%とする運転の良好事例）を超えていた場合。

65- 247 -

重要度評価等の事務手順運用ガイド（新旧対照表）1- 248 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

重要度評価等の事務手順運用ガイド

重要度評価等の事務手順運用ガイド（GI0009_r2）（GI0009_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課目

次目

1 目的 ................................................................................. 12 検査指摘事項の重要度評価.............................................................. 22 検査指摘事項の重要度評価.............................................................. 23 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）............................................. 10

3 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）............................................. 10

4 総合的な評定......................................................................... 14

4 総合的な評定......................................................................... 14

1 目的

1

目的
本事務手順ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に記載されている事項のうち、検査指摘事項及び軽微(以下「検査指摘事項等」という。) などに係る具体的な事務手順を定めたも うち、以下の項目に係る具体的な事務手順を定めたものである。
のである。

ガイド冒頭で検査
指摘事項等の定義
を設定

2.3 検査指摘事項等の重要度評価等

2.3 検査指摘事項の重要度評価

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

2.5 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）

2.7 総合的な評定

2.7 総合的な評定

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

2.8 総合的な評定の結果の通知及び公表

2 検査指摘事項等の重要度評価等改正に伴う修正次

1 目的 ................................................................................. 1

本事務手順ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に記載されている事項の

改正理由

2

深刻度評価も含めるため、追記検査指摘事項の重要度評価

検査指摘事項等の重要度評価に関しては、原子力安全に係る重要度評価に関するガイド及び深刻度評価

検査指摘事項の重要度評価に関しては、重要度評価に関するガイドに定められている事項のほか、以下に関しては、原子力規制検査における規制措置ガイドに定められている事項のほか、以下の事務手順に沿の事務手順に沿って実施する。なお、特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。）に関する検記載の適正化って実施する。なお、特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に関する検査指摘事項に関し 査指摘事項に関しては「担当部門及び検査評価室」を「担当部門」に読み替える。
ては「担当部門及び検査評価室」を「担当部門」に読み替える。

運用の明確化

重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）の会合回数は、毎年四月一日以降の最初の会合を第・SERP 会合の会合一回とする通し番号とし、原子力安全、核物質防護の区別を明らかにするものとするが、１つの検査指摘

回数等の運用を明事項について複数の会合を開催する場合は、会合回数、会合名は変えないが、会合名の文末に「（その確化２）」等を付すことで一連の会合であることが判るようにする。

2.1 暫定評価のための SERP の準備、開催及び結果の通知

2.1 予備会合の実施及び重要度評価書の項目

運用の明確化・会合の目的で整(1)準備a. 担当部門は、暫定的な重要度及び深刻度評価並びに規制措置案を検討するため、様式２－１の重(1)会合の準備
a. 担当部門及び検査評価室は、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP 本会合」という。
）の予備
2- 249 -

理

要度等評価書(以下「SERP 評価書」という。) の別紙の案を作成する。なお、気付き事項の内容

会合（以下「SERP 予備会合」という。）において暫定的な重要度評価及び規制措置案を検討する

運用の明確化

によっては、検査指摘事項とならない深刻度評価のみの場合もあり得るが、その場合の様式の記ため、予備会合を開催する前に様式２－１により重要度評価書案を作成する。本評価書は検査様式の記載方法は載等は評価結果に応じ、適宜読み替えを行うものとする。

評価室が取りまとめる。なお、核物質防護に関する検査指摘事項については担当部門が評価書

気付き事項の内容

を取りまとめる。

に応じ適宜、読みb. 担当部門管理官が、事業者に対して核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭b. 担当部門管理官が、事業者に対して核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）に基づく保安規定変更命令等の行政処分が必要と判（昭和 32 年法律第 166 号。以下「法」という。）に基づく保安規定変更命令等の行政処分が必断する場合には、規制措置案についての検討も行う。

要と判断する場合には、予備会合において規制措置案についての検討も行う。

(2)開催及び結果の通知(2)会合の実施及び結果の通知

a. 担当部門及び検査評価室は、SERP において様式２－１の別紙等に基づき事象、検査指摘事項等

a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合において重要度評価書案等に基づき事象及び検査指の概要、重要度及び深刻度の評価結果に関して説明を行う。SERP で使用した資料及び議事概要

摘事項の概要並びに重要度の評価結果に関して説明を行う。SERP 予備会合で使用した資料及び議は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する SERP については、担当部

事概要は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する SERP 予備会合に門が行政文書として保存する。

ついては、担当部門が行政文書として保存する。

b. 担当部門及び検査評価室は、SERP における重要度及び深刻度の評価結果として、検査指摘事項

b. 担当部門及び検査評価室は、SERP 予備会合における重要度の評価結果として、検査指摘事項がが「緑」を超える（核燃料施設等においては「追加対応あり」）と判断された場合には、暫定的な「緑」以外（核燃料施設等においては「指摘事項（追加対応あり）」）と判断された場合には、暫重要度及び深刻度評価の結果並びに当該結果を受けた対応区分を原子力規制委員会に報告し、了定的な重要度評価結果及び当該結果を受けた対応区分を原子力規制委員会に報告し、了承を得た

承を得た上で、様式２－２に SERP 評価書を添付の上、事業者に通知する。併せて、以下について

上で、SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果について様式２－２に重要度評価書を添付も通知する。

の上、事業者に通知する。併せて、以下についても通知する。

〇通知のあった日の翌日から起算して７日以内に書面により意見聴取会の開催を要求できること〇通知のあった日の翌日から起算して７日以内に書面により意見聴取会の開催を要求できること〇意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができること〇意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができること〇期限までに要求がない場合は、通知のあった日付でこの暫定的な重要度評価が最終的な評価結〇期限までに要求がない場合は、通知のあった日付でこの暫定的な重要度評価が最終的な評価結果となること果となること

2.3 意見聴取会の実施

2.3 意見聴取会の実施担当部門管理官は、意見聴取会を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含

担当部門管理官は、意見聴取会を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で実施し、原則として SERP 構成員が出席する。意見聴取会の庶務は、検査評価

む場合には非公開の場）で実施し、原則として SERP 構成員が出席する。意見聴取会の庶務は、検査評室が担当する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項についての意見聴取会の庶務は、担当部門とす価室が担当する。なお、核物質防護に関する検査指摘事項についての意見聴取会の庶務は、担当部門と

る。

する。

書面により意見を提出された場合は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き、遅滞なく原子力規制委員会のホームページに掲載する。

替えることを追記

運用の明確化・SERP において、重要度と深刻度の評価を行い、事業者に通知すること
明確化

書面により意見を提出された場合は、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き、遅滞なく原子力規制委員会のホームページに掲載する。

運用の明確化・SERP の会合の目

2.4 SERP

2.4 SERP 本会合(1)準備(1)会合の準備

a. 担当部門及び検査評価室は、SERP の前に、事業者からの意見及び新たな情報に関して評価を行い、重要度評価書を変更する必要があるか否かについて検討を行う。
b. 担当部門は、事業者に対して法に基づく保安規定変更命令等の規制措置が必要と判断する場合には、規制措置案を取りまとめ、会合までに法規部門との調整を行うものとする。

的で整理a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 本会合の前に、事業者からの意見及び新たな情報に関して評価を行い、重要度評価書を変更する必要があるか否かについて検討を行う。
b. 担当部門は、事業者に対して法に基づく保安規定変更命令等の規制措置が必要と判断する場合には、規制措置案を取りまとめ、会合までに法規部門との調整を行うものとする。
運用の明確化(2)開催及び結果の通知(2)会合の実施及び結果の通知

・SERP の会合名称を整理

3- 250 -

a. 担当部門及び検査評価室は、SERP において重要度評価書の変更部分及び変更理由並びに事業者

a. 担当部門及び検査評価室は、SERP 本会合において重要度評価書の変更部分及び変更理由並びにの意見に対する見解について説明を行う。

事業者の意見に対する見解について説明を行う。

b. 担当部門及び検査評価室は、会合における議論を踏まえ最終的な重要度評価書（以下「SERP 評

b. 担当部門及び検査評価室は、会合における議論を踏まえ最終的な重要度評価書（以下「SERP 評

価書」という。
）を作成し、SERP 構成員の了解を得る。会合で使用した資料及び議事概要は、検価書」という。
）を作成し、SERP 構成員の了解を得る。会合で使用した資料及び議事概要は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する会合については、担当部門が行査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する会合については、担当部門が行運用の明確化政文書として保存する。

政文書として保存する。

・SERP の会合名称

c. 担当部門は、SERP の結果について原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で、SERP による重d. 担当部門は、SERP 本会合の結果について原子力規制委員会に報告し、了承を得た上で、SERP 本

要度評価の結果について様式２－３に重要度評価書を添付の上、事業者に通知する。併せて、会合による重要度評価の結果について様式２－３に重要度評価書を添付の上、事業者に通知す

以下についても通知する。

る。併せて、以下についても通知する。

〇評価結果について不服がある場合は、通知のあった日の翌日から起算して７日以内に、原子〇評価結果について不服がある場合は、通知のあった日の翌日から起算して７日以内に、原子力規制委員会に対して申立てを行うことができる

力規制委員会に対して申立てを行うことができる〇期限までに申立てがない場合は、通知のあった日付で評価結果を確定すること〇期限までに申立てがない場合は、通知のあった日付で評価結果を確定すること

2.5 申立てのプロセス

2.5 申立てのプロセス(1)判定会合の準備(1)判定会合の準備担当部門及び検査評価室は、事業者からの申立てがあった場合には、申立てに対する判定会合で審議を行うための決定書案を作成する。

(2)判定会合の実施

担当部門及び検査評価室は、事業者からの申立てがあった場合には、申立てに対する判定会合で審議を行うための決定書案を作成する。

(2)判定会合の実施

担当部門及び検査評価室は、判定会合の実施に先立ち、事業者から申立ての内容について直接聴担当部門及び検査評価室は、判定会合の実施に先立ち、事業者から申立ての内容について直接聴取するための会合を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には取するための会合を公開の場（核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を含む場合には非公開の場）で実施する。会合の庶務は、検査評価室が担当する。なお、核物質防護に関する検査

非公開の場）で実施する。会合の庶務は、検査評価室が担当する。なお、核物質防護に関する検査

指摘事項の場合、会合の庶務を担当部門とする。

指摘事項の場合、会合の庶務を担当部門とする。

(3)判定会合及び SERP の実施(3)判定会合及び SERP の実施

a. 担当部門及び検査評価室は、決定書案について説明を行う。判定会合終了後、議論を踏まえて最a. 担当部門及び検査評価室は、決定書案について説明を行う。判定会合終了後、議論を踏まえて最終的な決定書を作成し構成員の了解を得る。判定会合で使用した資料及び議事概要は、検査評価

終的な決定書を作成し構成員の了解を得る。判定会合で使用した資料及び議事概要は、検査評価室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する判定会合については、担当部門が行政室が行政文書として保存する。なお、核物質防護に関する判定会合については、担当部門が行政文書として保存する。

文書として保存する。

b. 担当部門及び検査評価室は、判定会合の決定に基づき、必要があれば SERP 評価書の修正案を作b. 担当部門及び検査評価室は、判定会合の決定に基づき、必要があれば SERP 評価書の修正案を作成する。
c. SERP 評価書の修正がある場合には、SERP を開催し、修正案について検討を行うものとする。

成する。
c. SERP 評価書の修正がある場合には、SERP 本会合を開催し、修正案について検討を行うものとする。

(4)原子力規制委員会における審議a. 担当部門及び検査評価室は、決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）を原子力規制委
員会に報告し、了承を得る。
b. 担当部門及び検査評価室は、様式２－４に決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）をを整理(4)原子力規制委員会における審議a. 担当部門及び検査評価室は、決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）を原子力規制委員会に報告し、了承を得る。
b. 担当部門及び検査評価室は、様式２－４に決定書及び SERP 評価書（修正がある場合に限る。
）

添付の上、事業者等に通知する。

を添付の上、事業者等に通知する。
4- 251 -

運用の明確化・SERP の会合名称を整理

様式２－１ SERP 評価書

様式２－１ SERP 評価書

記載の適正化

原子力規制検査における検査指摘事項に関する重要度の評価結果

原子力規制検査における指摘事項に関する重要度の評価結果（重要度等評価書）（重要度評価書）

１．検討経緯１．検討経緯［年号］○年○月○日、○○において基本検査を実施していたところ○○に関する事象を現地検査官が確［年号］○年○月○日、○○において基本検査を実施していたところ○○に関する事象を現地検査官が確認した。当該事象について○月○日に「緑」を超える検査指摘事項であると判断された。そのため、原子力認した。当該事象について○月○日に「緑」を超える指摘事項であると判断された。そのため、重要度評価

記載の適正化

安全に係る重要度評価に関するガイドに基づき、重要度及び深刻度レベルを評価するため重要度評価・規制 に関するガイドに基づき、重要度及び深刻度レベルを評価するため重要度評価・規制措置会合（SERP）等を措置会合（SERP）等を開催した。

開催した。
運用の明確化

２．SERP 及び意見聴取会の開催日程等

２．SERP 及び意見聴取会の開催日程等

・SERP の会合名称（１）暫定評価のための SERP

（１）SERP 予備会合

を整理

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

・出席者：

・出席者：

（２）意見聴取会等（２）意見聴取会等

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

※書面にて意見が提出された場合又は意見陳述の要望がなかった場合は、その旨記載する。

※書面にて意見が提出された場合又は意見陳述の要望がなかった場合は、その旨記載する。

運用の明確化・SERP の会合名称（３）SERP（３）SERP 本会合

・日 時：

・日 時：

・場 所：

・場 所：

・出席者：

・出席者：

３．重要度評価/深刻度レベル
SERP での審議の結果、重要度を「○」／深刻度レベルを「○」と評価する。

３．重要度評価/深刻度レベル
SERP での審議の結果、重要度を「○」／深刻度レベルを「○」と評価する。

４．重要度評価等の詳細

４．重要度評価等の詳細

別紙のとおりである。

別紙のとおりである。

＜別紙＞

＜別紙＞

件名

件名
5

- 252 -

を整理

重要度/深刻

重要度/深刻

度レベル

度レベル

監視領域

監視領域

重要度の評価

重要度の評価

結果の概要

結果の概要
記載の適正化

検査指摘事項

指摘事項の説の説明

明［パフォーマンスの劣化］［パフォーマンスの劣化］［スクリーニング］［スクリーニング］

重要度評価の重要度評価の判定

判定［重要度評価］［重要度評価］［深刻度評価］［深刻度評価］

様式２－２ 暫定評価の通知文

様式２－２ 暫定評価の通知文
番
年○○株式会社

月

号

番

日

年
○○株式会社○○ ○○ 殿○○ ○○ 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部
6- 253 -

号
月日

安全規制管理官（○○担当）

安全規制管理官（○○担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（○○担当）」）

安全規制管理官（○○担当）」）
記載の適正化［年号］○年度原子力規制検査における重要度等の暫定評価について［年号］○年度原子力規制検査における重要度の暫定評価について
記載の適正化

核燃料物資、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 61 条の２の２に核燃料物資、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 61 条の２の２に基づく原子力規制検査において、［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度及び深刻度を別

基づく原子力規制検査において、［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとお紙のとおり暫定評価したので結果を通知します。

り暫定評価したので結果を通知します。

この暫定評価について意見がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：○

この暫定評価について意見がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：○月○日まで）に、書面により意見聴取会の開催を要求することができます。なお、意見聴取会の開催の要

月○日まで）に、書面により意見聴取会の開催を要求することができます。なお、意見聴取会の開催の要求に代えて書面により意見を提出することができます。

求に代えて書面により意見を提出することができます。

なお、期限までに回答がない場合においては、通知のあった日付でこの暫定評価を最終的な評価としま

なお、期限までに回答がない場合においては、通知のあった日付でこの暫定評価を最終的な重要度評価

す。

とします。

様式２－３ 最終評価の通知文

様式２－３ 最終評価の通知文
番年月

記載の適正化号番

日

年〇〇株式会社号
月日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）［年号］〇年度原子力規制検査における重要度等の評価について［年号］〇年度原子力規制検査における重要度等の評価について
記載の適正化7- 254 -

核燃料物資、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 61 条の２の２に核燃料物資、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 61 条の２の２に基づく原子力規制検査において、［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度等を別紙のとお 基づく原子力規制検査において、［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度を別紙のとおり評価したので結果を通知します。

り評価したので結果を通知します。

この評価結果について不服がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：〇

この評価結果について不服がある場合は、この通知のあった日の翌日から起算して７日以内（期限：〇月〇日まで）に、書面により申立てを行うことができます。

月〇日まで）に、書面により申立てを行うことができます。

様式２－４ 判定結果の通知文

様式２－４ 判定結果の通知文
番
年

月

号

番

日

年

〇〇株式会社号
月日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

記載の適正化

安全規制管理官（〇〇担当）」）
記載の適正化

重要度評価等に関する申立てに対する決定について

重要度評価に関する申立てに対する決定について（番号）において通知した［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度評価等に関する申（番号）において通知した［年号］〇年〇月〇日に特定された検査指摘事項の重要度評価に関する申立立てについて、別紙のとおり決定したので通知します。

てについて、別紙のとおり決定したので通知します。

記載の適正化・実施要領の表５
3． 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）
3.1 対応区分の評価基準
担当部門は、検査指摘事項の重要度及び安全実績指標の値の分類に応じて、原子力規制検査実施要領
における以下の評価基準に基づき対応区分を設定する。

3． 対応区分の設定（追加検査の適用の考え方）
3.1 対応区分の評価基準
担当部門は、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の分類に応じて、原子力規制検査実施要領
における以下の評価基準に基づき対応区分を設定する。

8- 255 -

－１及び表５－２の名称と整合＜第１区分：追加検査なし＞＜第１区分：追加検査なし＞

・全ての安全実績指標が緑であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査指摘事項がある場合に・全ての安全実績指標が緑であって、かつ、検査指摘事項がない場合又は検査指摘事項がある場合においてその全ての評価が緑のときおいてその全ての評価が緑のとき＜第２区分：追加検査１＞＜第２区分：追加検査１＞・一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている・一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている＜第３区分：追加検査２＞＜第３区分：追加検査２＞

・一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監視領域（小分類）

・一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監視領域（小分類）の劣化」という。
）又は、の劣化」という。）又は、・一つの監視領域（大分類）において白が３生じている・一つの監視領域（大分類）において白が３生じている＜第４区分：追加検査３＞＜第４区分：追加検査３＞※・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている 又は、・監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている※又は、・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、・黄が２以上又は赤が１生じている・黄が２以上又は赤が１生じている※「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小※「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場

合をいう。

合をいう。

3.2 対応区分の変更の時期

3.2 対応区分の変更の時期(1)担当部門は、事業者から安全実績指標が提出された日及び検査指摘事項の重要度評価が最終決定した日から、第２区分、第３区分又は第４区分への対応区分変更について検討を行う。
(2)第２区分、第３区分又は第４区分への変更の時期は以下のとおりとする。

(1)担当部門は、事業者から安全実績指標が提出された日及び検査指摘事項の重要度評価が最終決定した日から、第２区分、第３区分又は第４区分への対応区分変更について検討を行う。
(2)第２区分、第３区分又は第４区分への変更の時期は以下のとおりとする。

a. 安全実績指標に関しては、該当する四半期初日から

a. 安全実績指標に関しては、該当する四半期初日からb. 検査指摘事項に関しては、締めくくり会議で検査指摘事項とした日の属する四半期初日からb. 検査指摘事項に関しては、締めくくり会議で指摘事項とした日の属する四半期初日から(3)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更した場合は、その要因となった状記載の適正化(3)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更した場合は、その要因となった態の改善状況を追加検査により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更する。な

状態の改善状況を追加検査により確認し、改善の効果が確認できた場合は、第１区分に変更すお、第１区分への変更日は、追加検査終了の通知の日までとする。

る。なお、第１区分への変更日は、追加検査終了の通知の日までとする。
記載の適正化

3.3 評価基準の対象となる期間の考え方

3.3 評価基準の対象となる期間の考え方(1)安全実績指標が評価基準の対象となる期間は当該四半期の初日から終了日までとする。

(1)安全実績指標が評価基準の対象となる期間は当該四半期の初日から終了日までとする。

(2)重要度評価結果が評価基準の対象となる期間は、締めくくり会議で検査指摘事項とした日の属する(2)重要度評価結果が評価基準の対象となる期間は、締めくくり会議で指摘事項とした日の属する四四半期初日から、追加検査終了の通知の日までとする。

3.4 対応区分変更に関する事業者への通知(1)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更する場合には、原子力規制委員会

半期初日から、追加検査終了の通知の日までとする。

3.6 対応区分変更に関する事業者への通知(1)担当部門は、対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に変更する場合には、原子力規制委員
9- 256 -

に報告及び了承を得た上で、様式３－１のとおり事業者に通知する。

会に報告及び了承を得た上で、様式３－１のとおり事業者に通知する。

(2)担当部門は、追加検査が完了して第１区分に変更する場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－２のとおり事業者に通知する。

(2)担当部門は、追加検査が完了して第１区分に変更する場合には、原子力規制委員会に報告及び了承を得た上で、様式３－２のとおり事業者に通知する。

3.5 その他

3.7 その他(1)安全実績指標の値の分類により評価基準の対象となった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれかの分類の程度の大きいもののみを対象として取り扱う。

(1)安全実績指標の値の分類により評価基準の対象となった事象が検査指摘事項としても評価基準の対象になっている場合は、いずれかの分類の程度の大きいもののみを対象として取り扱う。

(2)事業者から重要度の最終評価に対する申立てがなされた場合、申立てに対する判定が決定するまで
対応区分の設定又は変更は保留される。

(2)事業者から重要度の最終評価に対する申立てがなされた場合、申立てに対する判定が決定するまで対応区分の設定又は変更は保留される。

(3)対応区分の設定が困難な事象については、SERP において対応区分を検討する。

(3)対応区分の設定が困難な事象については、SERP において対応区分を検討する。

様式３－１ 対応区分の変更

様式３－１ 対応区分の変更
番
年

月

号

番

日

年

〇〇株式会社号
月日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）（番号）の検査指摘事項に対する重要度評価の結果（又は［年号］〇年第〇四半期の安全実績指標の結（番号）の検査指摘事項に対する重要度評価の結果（又は［年号］〇年第〇四半期の安全実績指標の結果）を踏まえ、下記のとおり対応区分を変更したので通知します。

果）を踏まえ、下記のとおり対応区分を変更したので通知します。

なお、今回の対応区分の変更を受けて追加検査を実施するので、根本的な原因分析（第３区分以上が設

なお、今回の対応区分の変更を受けて追加検査を実施するので、根本的な原因分析（第３区分以上が設定された場合には、安全文化等の改善に係る検討を含み、このうち第４区分が設定された場合には、外部定された場合には、安全文化等の改善に係る検討を含み、このうち第４区分が設定された場合には、外部機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画及びその実施結果について［年号］〇年〇月〇日まで 機関による評価を含む。
）を伴う改善措置活動の計画及びその実施結果について［年号］〇年〇月〇日まに（第４区分が設定された場合には、改善活動の計画及びその実施計画について、それぞれ期限を設定す

でに（第４区分が設定された場合には、改善活動の計画及びその実施計画について、それぞれ期限を設定る。
）報告願います。

する。
）報告願います。
10- 257 -

記

記

１．対応区分１．対応区分

区分〇とする。

区分〇とする。

２．対応区分が適用される日

２．対応区分が適用される日［年号］〇年〇月〇日とする。

［年号］〇年〇月〇日とする。

様式３－２ 対応区分の変更

様式３－２ 対応区分の変更
番
年

月

号

番

日

年

〇〇株式会社号
月日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制庁原子力規制部

原子力規制庁原子力規制部

安全規制管理官（〇〇担当）

安全規制管理官（〇〇担当）（核物質防護については（核物質防護については「原子力規制庁放射線防護グループ「原子力規制庁放射線防護グループ

安全規制管理官（〇〇担当）」）

安全規制管理官（〇〇担当）」）

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）（番号）に基づく追加検査の結果を踏まえ、本日付けで対応区分１としたので通知します。

4．総合的な評定4.1 総合的な評定の実施
担当部門は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で、総合評定を年度終

原子力規制検査に係る対応区分の変更について（通知）（番号）に基づく追加検査の結果を踏まえ、本日付けで対応区分１としたので通知します。

4．総合的な評定4.1 総合的な評定の実施
担当部門は、原則として、規制体系の基礎となる事業等の許可又は指定の単位で、総合評定を年度終了後速やかに行う。

了後速やかに行う。

4.2 総合的な評定の構成及び内容

4.2 総合的な評定の構成及び内容
11- 258 -

担当部門は、原子力規制検査実施要領に記載されている総合的な評定の考慮事項について評価する。
具体的な構成及び記載事項については以下のとおりとする。

(1)当該年度における原子力規制検査等の結果
各監視領域の評価に当たっては、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類を踏まえ担当部門は、原子力規制検査実施要領に記載されている総合的な評定の考慮事項について評価する。
具体的な構成及び記載事項については以下のとおりとする。

(1)当該年度における原子力規制検査等の結果
各監視領域の評価に当たっては、検査指摘事項の重要度評価及び安全実績指標の値の分類を踏まえることとしている。具体的な記載項目は以下のとおり。

ることとしている。具体的な記載項目は以下のとおり。

【記載項目】【記載項目】〇原子力規制検査の結果
・基本検査における検査指摘事項の有無、検査指摘事項があった場合には、その件数、概要、重〇原子力規制検査の結果
・基本検査における指摘事項の有無、指摘事項があった場合には、その件数、概要、重要度評価

要度評価の結果などの結果など〇安全実績指標の結果〇安全実績指標の結果〇その他（必要に応じ）〇その他（必要に応じ）・前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由

・前回の評定から対応区分に変更がある場合はその結果と理由

・３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は事業者の安全活動の改善に係る取組状況

・３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は事業者の安全活動の改善に係る取組状況

等
・検査等を通じて確認された安全上の懸念（検査指摘事項とするか継続確認中の検査気付き事

等
・検査等を通じて確認された安全上の懸念（指摘事項とするか継続確認中の検査気付き事項、改項、改善活動上の問題など）(2)総合的な評定
総合的な評定に当たっては、(1)の内容を踏まえ、事業者の活動が各監視領域に関連する活動目的を達成しているかどうかを記載する。

(3)次年度以降の検査計画
総合的な評定の結果を踏まえた次年度以降の検査計画（向こう 1.5～２年程度）を記載する（基善活動上の問題など）(2)総合的な評定
総合的な評定に当たっては、(1)の内容を踏まえ、事業者の活動が各監視領域に関連する活動目
的を達成しているかどうかを記載する。

(3)次年度以降の検査計画
総合的な評定の結果を踏まえた次年度以降の検査計画（向こう 1.5～２年程度）を記載する（基本計画（特にチーム検査）、必要に応じて追加検査など）。担当部門は、総合的な評定に当たって本計画（特にチーム検査）、必要に応じて追加検査など）。担当部門は、総合的な評定に当たっては、安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に向けて改善しては、安全に関する最新の知見を踏まえ、事業者が各監視領域での活動目的の達成に向けて改善している活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

いる活動やその効果について検証し、改善が図られているかどうかを勘案する。

4.3 総合的な評定の結果の通知及び公表(1) 担当部門は、当該年度が終了してから原則 60 日を目途に様式４－１により総合評定案を取りまとめ、原子力規制委員会へ報告し了承を得る。
(2) 担当部門は、総合評定の結果を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。

様式４－１ 総合評定結果の通知文及び内容のイメージ

記載の適正化4.3 総合的な評定の結果の通知及び公表(1) 担当部門は、当該年度が終了してから原則 60 日を目途に様式４－１により総合評定案を取りまとめ、原子力規制委員会へ報告し了承を得る。
(2) 担当部門は、総合評定の結果を事業者に通知するとともに、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報を除き原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。

様式４－１ 総合評定結果の通知文及び内容のイメージ

12- 259 -

記載の適正化

番
年

月

号

番

日

年

〇〇株式会社号
月日〇〇株式会社〇〇 〇〇 殿〇〇 〇〇 殿
原子力規制委員会

原子力規制委員会

原子力規制検査の結果に基づく総合的な評定の通知について

原子力規制検査の結果に基づく総合的な評定の通知について

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 61 条の２の２第核原料物質、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 61 条の２の２第７項の規定に基づく総合的な評定について、同条第９項の規定に基づき、別紙のとおり結果を通知しま

７項の規定に基づく総合的な評定について、同条第９項の規定に基づき、別紙のとおり結果を通知しま

す。

す。

＜別紙＞

＜別紙＞

○○発電所○号機○○発電所○号機［年号］○年度 原子力規制検査の総合的な評定について［年号］○年度 原子力規制検査の総合的な評定について［年号］○年度に原子力規制庁が〇〇株式会社〇〇発電所〇号機において実施した原子力規制検査の結［年号］○年度に原子力規制庁が〇〇株式会社〇〇発電所〇号機において実施した原子力規制検査の結果に関して、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 61 条の２の２第７項に基づく総合 果に関して、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 61 条の２の２第７項に基づく総的な評定は以下のとおりである。

合的な評定は以下のとおりである。

１．
［年号］○年度 原子力規制検査等の結果

１．［年号］○年度 原子力規制検査等の結果

原子力規制庁は、［年号］○年度において事業者の活動に関して基本検査を実施した。その結果は以下の原子力規制庁は、［年号］○年度において事業者の活動に関して基本検査を実施した。その結果は以下とおりである。

のとおりである。

（１）原子力規制検査の結果（１）原子力規制検査の結果

基本検査を実施し、検査指摘事項は確認されなかった。
（２）安全実績指標の結果

基本検査を実施し、検査指摘事項は確認されなかった。
（２）安全実績指標の結果

安全実績指標について、評価対象となった項目は年間を通じて「緑」の状態であった。
（３）その他事項

安全実績指標について、評価対象となった項目は年間を通じて「緑」の状態であった。
（３）その他事項

以下の事象については、検査を継続中である。

以下の事象については、検査を継続中である。

○○○発電所○号機○○○発電所○号機

スプリンクラー設備の防護対象となるケーブルが散水障害により有効に消火できないおそれがある事象について

スプリンクラー設備の防護対象となるケーブルが散水障害により有効に消火できないおそれがある事象について

13- 260 -

２．総合的な評定

２．総合的な評定［年号］○年度においては、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」であった。

［年号］○年度においては、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」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。

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いることから、パ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いることから、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．次年度以降の検査計画

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．次年度以降の検査計画［年号］○年度の原子力規制検査は、［年号］○年度を通じて対応区分が第１区分であることから、引き続き第１区分とし、基本検査を行うこととする。

［年号］○年度の原子力規制検査は、［年号］○年度を通じて対応区分が第１区分であることから、引き続き第１区分とし、基本検査を行うこととする。

検査計画については、以下の原子力規制委員会ホームページを参照。

検査計画については、以下の原子力規制委員会ホームページを参照。

○検査計画一覧○検査計画一覧

https://

https://〇 改正履歴改正〇 改正履歴
改正日

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

０

2020/04/01

施行

０

2020/04/01

施行

１

2021/07/21○運用の明確化

１

2021/07/21○運用の明確化①SERP 予備会合等で使用した資備考①SERP 予備会合等で使用した資料及び議事概要について、どの料及び議事概要について、どの部門が担当するかを定め、行政部門が担当するかを定め、行政文書を保存する手続を明確化

文書を保存する手続を明確化（2 検査指摘事項の重要度評（2 検査指摘事項の重要度評

価）

価）②SERP 予備会合に関して重要度②SERP 予備会合に関して重要度評価ガイドとの整合（2.1 SERP

評価ガイドとの整合（2.1 SERP

予備会合の実施及び重要度評価

予備会合の実施及び重要度評価

書の項目）

書の項目）

③SERP 予備会合による暫定的な③SERP 予備会合による暫定的な重要度評価の結果について、意

重要度評価の結果について、意見聴取会及び事業者より書面に見聴取会及び事業者より書面にて意見が提出された場合の手続て意見が提出された場合の手続の明確化（2.3 意見聴取会の実の明確化（2.3 意見聴取会の実

施）

施）○記載の適正化○記載の適正化２14- 261 -

改正に伴う修正

15- 262 -

基本検査運用ガイド
設計管理（新旧対照表）1- 263 -

（下線部分が改正部分）
改

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

設計管理

設計管理

（BM0100_r2）（BM0100_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1 監視領域

1 監視領域

大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」

小分類：「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」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（貯蔵、管理、埋設、使用）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（貯蔵、管理、埋設、使用）

検査分野：「施設管理」
2 検査目的

検査分野：「施設管理」
2 検査目的

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。以下「法」という。
）

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。以下「法」という。
）

第61条の２の２第１項第４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施第61条の２の２第１項第４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における設計管理

設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される原子炉施設の施設管理における設計管理の活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の２の２第１項第３号イで規定する事項（保安規定）のうの活動状況を確認する。当該事項は、法第61条の２の２第１項第３号イで規定する事項（保安規定）のう

ち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設

ち、表１に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される品質マネジメントシステム及び原子炉施設の施設管理に係る活動状況の確認と併せて行う。

の施設管理に係る活動状況の確認と併せて行う。

また、当該活動については、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の基準に関する規則で規定する、設計開発等の関連条項への適合性も確認する。

また、当該活動については、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の基準に関する規則で規定する、設計開発等の関連条項への適合性も確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に

これらの確認対象となる事業者の活動は、施設管理の他、防災・非常時対応、放射線管理の検査分野に関連する設備・機器等にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて関連する設備・機器等にも関係することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて

確認する。

確認する。

3 検査要件

3 検査要件3.1 検査対象

3.1 検査対象

監視領域小分類「発生防止」「影響緩和」及び「閉じ込めの維持」等に係る安全上重要な機器等のうち監視領域小分類「発生防止」「影響緩和」及び「閉じ込めの維持」等に係る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「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、下記(1)又は(2)の検査を行うが、原状復帰を前提とする一時的」に関する新設・改造工事を対象として、下記(1)又は(2)の検査を行うが、原状復帰を前提とする一時的な改造における設計管理については、「作業管理」の検査運用ガイドを用いて検査を行うこととする。

な改造における設計管理については、「作業管理」の検査運用ガイドを用いて検査を行うこととする。

なお、ここで対象としている原子力施設における設計については、5.1を参照のこと。

なお、ここで対象としている原子力施設における設計については、5.1を参照のこと。

(1) 設計要求事項が明確であり、デザインレビューが適切に実施され、必要な検証及び妥当性の確認が(1) 設計要求事項が明確であり、デザインレビューが適切に実施され、必要な検証及び妥当性の確認が実施されていることを確認する検査（以下「設計管理の適切性検査」という。）(2) 設計要求が､検査対象とする構築物、系統及び機器の性能、機能等と整合していることを確認する

実施されていることを確認する検査（以下「設計管理の適切性検査」という。）(2) 設計要求が､検査対象とする構築物、系統及び機器の性能、機能等と整合していることを確認する
2- 264 -

改正理由

改正に伴う修正

検査（以下「設計要求と性能、機能等の整合性検査」という。）
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査（以下「設計要求と性能、機能等の整合性検査」という。）
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査は、表２の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお検査は、表２の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。なお、検査対象１施設につき、特に重要度の高いものから数例を選択し、施工開始前までの期間に検査を実、検査対象１施設につき、特に重要度の高いものから数例を選択し、施工開始前までの期間に検査を実施するように努める｡

施するように努める｡

4 検査手順4.1 検査前準備

4 検査手順4.1 検査前準備(1) 新設・改造を行う安全上重要な機器等の設計・施工に関する計画及び最新の工程表を入手し、検査(1) 新設・改造を行う安全上重要な機器等の設計・施工に関する計画及び最新の工程表を入手し、検査計画を立案する。検査計画には、選定した検査対象、検査範囲、検査内容、検査実施に要するリソー計画を立案する。検査計画には、選定した検査対象、検査範囲、検査内容、検査実施に要するリソー

ス、検査実施体制及び概略の検査日程を明確にしておくことが望ましい。

ス、検査実施体制及び概略の検査日程を明確にしておくことが望ましい。

(2) 新規制基準対応の設備については、設計・製作・施工等が、適切な品質保証体制のもとで行われて(2) 新規制基準対応の設備については、設計・製作・施工等が、適切な品質保証体制のもとで行われていることを確認しておく。

いることを確認しておく。

(3) 技術検討会議等、当該検査に係る事業者等の会議体の種類と開催日程等を事前に把握し、必要な場(3) 技術検討会議等、当該検査に係る事業者等の会議体の種類と開催日程等を事前に把握し、必要な場

合に会議体への陪席ができるように準備しておく。

合に会議体への陪席ができるように準備しておく。

(4) 設計のアウトプットに当たる情報（性能計算書、構造解析書、確率論的リスク評価書、技術仕様書(4) 設計のアウトプットに当たる情報（性能計算書、構造解析書、確率論的リスク評価書、技術仕様書、運転手順書、警報処置手順書、定例試験手順書、外形図、構造図、P&ID、ECWD等）を事前に入手して、運転手順書、警報処置手順書、定例試験手順書、外形図、構造図、P&ID、ECWD等）を事前に入手しておく。なお、検査対象となる機器・設備ごとに設計アウトプットが異なることから、調達仕様書や購おく。なお、検査対象となる機器・設備ごとに設計アウトプットが異なることから、調達仕様書や購入仕様書に記載のある提出図書等を予め確認すると良い。

入仕様書に記載のある提出図書等を予め確認すると良い。

(5) 対象とする施設の事故・故障及びグレードの高い不適合情報等のリスク情報を事前に入手してお(5) 対象とする施設の事故・故障及びグレードの高い不適合情報等のリスク情報を事前に入手しておく｡

く｡

4.2 検査実施

4.2 検査実施(1) 設計管理の適切性検査(1) 設計管理の適切性検査

コンディションレポート等のリスク情報を入手、又は現場ウォークダウンによって施工状況を確認し､検査対象を抽出する｡

コンディションレポート等のリスク情報を入手、又は現場ウォークダウンによって施工状況を確認し､検査対象を抽出する｡

a. 検査対象とする設計プロセスが、基本設計、詳細設計、製造設計等のどの段階にあるかを確認し、a. 検査対象とする設計プロセスが、基本設計、詳細設計、製造設計等のどの段階にあるかを確認し、必要とされる安全機能実現のためにその段階で要求される設計要求事項が明確にされているか、検必要とされる安全機能実現のためにその段階で要求される設計要求事項が明確にされているか、検討会議への陪席、技術検討資料等の情報分析に基づき確認する。代表的な要求事項、一般的な設計プ

討会議への陪席、技術検討資料等の情報分析に基づき確認する。代表的な要求事項、一般的な設計プ

ロセス等については、5.1を参照のこと。

ロセス等については、5.1を参照のこと。

b. 設計要求事項に基づき適切な段階で、以下の目的に沿って体系的・計画的に適切なデザインレビュ

b. 設計要求事項に基づき適切な段階で、以下の目的に沿って体系的・計画的に適切なデザインレビューが行われているか、レビュー会議への陪席、議事録、会議資料等の関連情報により確認する。

ーが行われているか、レビュー会議への陪席、議事録、会議資料等の関連情報により確認する。

(a) 設計の結果が、要求事項を満たしていること。

(a) 設計の結果が、要求事項を満たしていること。
3- 265 -

(b) 問題を抽出し、明確にした上で、必要な処置を提案していること。

(b) 問題を抽出し、明確にした上で、必要な処置を提案していること。

(c) 設計変更のレビューには、その変更に係る原子力施設の構成要素及び関連施設への影響評価を(c) 設計変更のレビューには、その変更に係る原子力施設の構成要素及び関連施設への影響評価を含めていること。

含めていること。

(d) 解析ソフトやメーカノウハウ等の非開示情報を把握し、設計プロセスにおける事業者関与につ(d) 解析ソフトやメーカノウハウ等の非開示情報を把握し、設計プロセスにおける事業者関与について明確にしていること。

いて明確にしていること。

c. 設計の各段階におけるデザインレビューが、適切なインプット情報に基づいて行われているか、レc. 設計の各段階におけるデザインレビューが、適切なインプット情報に基づいて行われているか、レビュー会議への陪席、議事録、会議資料、設計へのインプット及びアウトプットとなる図書等の情報ビュー会議への陪席、議事録、会議資料、設計へのインプット及びアウトプットとなる図書等の情報により確認する。

により確認する。

(a) 設計からのアウトプットが、インプットの要求事項を満たしていることの検証が行われている(a) 設計からのアウトプットが、インプットの要求事項を満たしていることの検証が行われている

こと。

こと。

(b) 安全上重要な機器等への要求事項を満たすために、設計の妥当性確認が行われていること。

(b) 安全上重要な機器等への要求事項を満たすために、設計の妥当性確認が行われていること。

(c) デザインレビュー又は検証及び妥当性確認の活動中に明確になった問題に対して必要な処置が(c) デザインレビュー又は検証及び妥当性確認の活動中に明確になった問題に対して必要な処置がとられていること。

とられていること。

(d) 設計変更があった場合には、その変更に対して適切にデザインレビュー、検証及び妥当性の確(d) 設計変更があった場合には、その変更に対して適切にデザインレビュー、検証及び妥当性の確認が行われていること。

認が行われていること。

(e) 必要な場合には、モックアップ等による設計検証若しくは設計の妥当性確認を行っていること(e) 必要な場合には、モックアップ等による設計検証若しくは設計の妥当性確認を行っていること。

。

d. 設計要求事項に基づき作られた設計インプットには、次の事項が含まれていることを関連するレd. 設計要求事項に基づき作られた設計インプットには、次の事項が含まれていることを関連するレビュー会議への陪席、議事録、議事資料、方針書、技術検討書等の情報により確認する。

ビュー会議への陪席、議事録、議事資料、方針書、技術検討書等の情報により確認する。

(a) 機能及び性能に関する要求事項(a) 機能及び性能に関する要求事項(b) 適用される法令・規制要求事項(b) 適用される法令・規制要求事項(c) 適用可能な場合には、以前の類似した設計から得られた情報(c) 適用可能な場合には、以前の類似した設計から得られた情報(d) 設計に不可欠なその他の要求事項(d) 設計に不可欠なその他の要求事項

e. 設計プロセスを経て出力された設計アウトプットが次の状態にあることを関連するレビュー会議

e. 設計プロセスを経て出力された設計アウトプットが次の状態にあることを関連するレビュー会議への陪席、議事録、会議資料、発注のための技術仕様書等の情報により確認する。

への陪席、議事録、会議資料、発注のための技術仕様書等の情報により確認する。

(a) 設計インプットで与えられた要求事項を満たしていること。

(a) 設計インプットで与えられた要求事項を満たしていること。

(b) 設計以降のプロセス（製造・施工・保全等）の実施に対して適切な情報を提供できる又は利用で(b) 設計以降のプロセス（製造・施工・保全等）の実施に対して適切な情報を提供できる又は利用できるように管理されていること。

きるように管理されていること。

(c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか、又はそれを参照していること。

(c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか、又はそれを参照していること。

(d) 新設・改造を実施する安全上重要な機器等の使用時における原子力施設側の状態（条件）が明確(d) 新設・改造を実施する安全上重要な機器等の使用時における原子力施設側の状態（条件）が明確にされていること。

にされていること。

f. 安全上重要な機器等の設置又は改造に関する設計を外部に委託（調達）している場合は、設計要求

f. 安全上重要な機器等の設置又は改造に関する設計を外部に委託（調達）している場合は、設計要求事項を調達先に確実に伝え、調達先から納入された設計アウトプットについて必要な検証を行って事項を調達先に確実に伝え、調達先から納入された設計アウトプットについて必要な検証を行っていることを会議への陪席、議事録、会議資料、購入仕様書、図面・計算書等の納入図書等の情報によいることを会議への陪席、議事録、会議資料、購入仕様書、図面・計算書等の納入図書等の情報により確認する。

り確認する。

g. 安全上重要な機器等の設置又は改造の決定から設計・製作・施工までの一連のプロセス及びこの際

g. 安全上重要な機器等の設置又は改造の決定から設計・製作・施工までの一連のプロセス及びこの際に関係する本店（本社）、発電所等の組織の役割、情報共有、業務引継等について、途中のレビューに関係する本店（本社）、発電所等の組織の役割、情報共有、業務引継等について、途中のレビュー
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、審議過程、承認過程等も含め確認する。

、審議過程、承認過程等も含め確認する。

h. 設置又は改造を行う安全上重要な機器等の工事の以下の各段階で、安全機能に影響を及ぼす工事上h. 設置又は改造を行う安全上重要な機器等の工事の以下の各段階で、安全機能に影響を及ぼす工事上のリスクを未然に識別し、防止する活動が行われているか確認する。

のリスクを未然に識別し、防止する活動が行われているか確認する。

(a) 計画段階(a) 計画段階(b) 設計段階(b) 設計段階(c) 調達段階(c) 調達段階(d) 工事施工段階(d) 工事施工段階

特に調達段階では、施工作業等に対する調達要求事項として、以下の事項が明確にされ、受注

特に調達段階では、施工作業等に対する調達要求事項として、以下の事項が明確にされ、受注者側に要求事項が確実に伝達されているか確認する。

者側に要求事項が確実に伝達されているか確認する。

(e) 保持されるべき安全機能に関する要求事項(e) 保持されるべき安全機能に関する要求事項(f) 当該工事で影響を受ける他系統の安全機能に関する要求事項(f) 当該工事で影響を受ける他系統の安全機能に関する要求事項(g) 施工方法に関する要求事項(g) 施工方法に関する要求事項(h) 発注者（事業者等）側に提出する図書に関する要求事項(h) 発注者（事業者等）側に提出する図書に関する要求事項(i) 発注者（事業者等）側が行う確認に関する要求事項(i) 発注者（事業者等）側が行う確認に関する要求事項(2) 設計要求と性能、機能等の整合性検査(2) 設計要求と性能、機能等の整合性検査

a. 強度計算書、耐震計算書、性能評価書、構造解析書等の専門性を要する文書の検査については、検a. 強度計算書、耐震計算書、性能評価書、構造解析書等の専門性を要する文書の検査については、検査官の支援のもとで行う。なお、検査計画立案に際しては、選定した検査対象、検査範囲、検査内査官の支援のもとで行う。なお、検査計画立案に際しては、選定した検査対象、検査範囲、検査内容

容、検査実施に要するリソース、検査実施体制、概略の検査日程等の4.1(1)の事項の他に必要な情、検査実施に要するリソース、検査実施体制、概略の検査日程等の4.1(1)の事項の他に必要な情報（

報（文書・資料リスト、各種解析モデルの情報等）を明確にしておく。

文書・資料リスト、各種解析モデルの情報等）を明確にしておく。

b. 以下のようなリスクを有する改造については、設置変更許可等の要否判断、改造計画に対する許認b. 以下のようなリスクを有する改造については、設置変更許可等の要否判断、改造計画に対する許認

可申請の有無、事業者等の行った検証に安全上の問題の見逃しはなかったか等の観点から確認を行

可申請の有無、事業者等の行った検証に安全上の問題の見逃しはなかったか等の観点から確認を行

うこと。

うこと。

(a) 改造前に評価されていた、事故又は故障の発生頻度等が増大するおそれのある場合(a) 改造前に評価されていた、事故又は故障の発生頻度等が増大するおそれのある場合(b) 改造前の評価とは異なった形式の事故又は故障の生じるおそれのある場合(b) 改造前の評価とは異なった形式の事故又は故障の生じるおそれのある場合(c) 改造前の設計仕様で定められていた安全余裕が低減する場合(c) 改造前の設計仕様で定められていた安全余裕が低減する場合

c. 改造によって影響を受ける性能、機能等の評価が適切に実施されていたかを確認した上で、関連

c. 改造によって影響を受ける性能、機能等の評価が適切に実施されていたかを確認した上で、関連する図書が適切に更新されており、新たな設計との整合性を有していることを確認する。関連するする図書が適切に更新されており、新たな設計との整合性を有していることを確認する。関連する図書とは、例えば、計算書、設計仕様書、調達関連資料、運転手順書、定例試験手順書、試験検査

図書とは、例えば、計算書、設計仕様書、調達関連資料、運転手順書、定例試験手順書、試験検査

手順書、警報処置手順書、事故時操作マニュアル、訓練マニュアル等である。

手順書、警報処置手順書、事故時操作マニュアル、訓練マニュアル等である。

d. 改造によって影響を受ける機能等が適切に維持されていることを試験検査等への立会いや記録等

d. 改造によって影響を受ける機能等が適切に維持されていることを試験検査等への立会いや記録等を元に確認する。影響を受ける機能等とは、例えば、スクラム機能、冷却機能、閉じ込め機能、防を元に確認する。影響を受ける機能等とは、例えば、スクラム機能、冷却機能、閉じ込め機能、防火機能、溢水対応機能、サプレッションチャンバー内のECCS用ろ過器閉塞緩和機能、臨界防止機能

火機能、溢水対応機能、サプレッションチャンバー内のECCS用ろ過器閉塞緩和機能、臨界防止機能

等である。

等である。

e. 改造後のシステムの操作性、機能性等に問題が生じていないことを確認するために必要な、試験検e. 改造後のシステムの操作性、機能性等に問題が生じていないことを確認するために必要な、試験検査における要求事項、定量的な判断基準値等を明確にした上で、施工や保全側に確実に引き継がれ査における要求事項、定量的な判断基準値等を明確にした上で、施工や保全側に確実に引き継がれ
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ているか確認する。

ているか確認する。

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1)本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処(1)本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

置が適切に講じられていることを確認する。

(2)本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処(2)本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

(3)検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に(3)検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5 検査手引
5.1 検査の視点処理されていることを確認する。
5

検査手引
5.1 検査の視点

本検査運用ガイドで述べる設計とは、「既存の安全上重要な構築物、系統及び機器等では対応できない

本検査運用ガイドで述べる設計とは、「既存の安全上重要な構築物、系統及び機器等では対応できない

場合にそれら機器等を改造又は新設すること」を実現するために要求事項を段階的に詳細化していくプ

場合にそれら機器等を改造又は新設すること」を実現するために要求事項を段階的に詳細化していくプ

ロセスであり、下記の視点を参考に実施する。

ロセスであり、下記の視点を参考に実施する。

なお、安全上重要な構築物、系統及び機器のない原子力施設についても、本ガイドは適用できる。

なお、安全上重要な構築物、系統及び機器のない原子力施設についても、本ガイドは適用できる。

･ 設計要求事項が明確にされ、これに基づき設計が行われていること。

･ 設計要求事項が明確にされ、これに基づき設計が行われていること。

･ 基本設計、詳細設計、製造設計等の各設計の段階でのデザインレビューが確実に実施され、必要･ 基本設計、詳細設計、製造設計等の各設計の段階でのデザインレビューが確実に実施され、必要な検証及び妥当性の確認が実施されていること。
･ 据付検査や性能確認等を実施するまでに、関係する設計図書が利用できる状態になっているこな検証及び妥当性の確認が実施されていること。
･ 据付検査や性能確認等を実施するまでに、関係する設計図書が利用できる状態になっていること。

と。

･ 構築物､系統及び機器と設計図書の整合性が確認されていること。既存の安全上重要な機器等の･ 構築物､系統及び機器と設計図書の整合性が確認されていること。既存の安全上重要な機器等の機能や性能を損なうリスクを事前に把握した上で、必要な対策を施し、施工や保全が行えるよう機能や性能を損なうリスクを事前に把握した上で、必要な対策を施し、施工や保全が行えるように､設計上の配慮が図られていること。

に､設計上の配慮が図られていること。

･ 設計に係る不適合が確認された場合は、マニュアル等に従い適切に是正処置等がなされている･ 設計に係る不適合が確認された場合は、マニュアル等に従い適切に是正処置等がなされている

こと。

こと。

(1)設計管理の適切性検査をする場合は、一般的には下図のとおり、デザインレビュー、検証及び妥(1)設計管理の適切性検査をする場合は、一般的には下図のとおり、デザインレビュー、検証及び妥

当性の確認、設計の目的及び設備相互の関係性等について検査を行うが、実際の検査を行う場合に当性の確認、設計の目的及び設備相互の関係性等について検査を行うが、実際の検査を行う場合には、設計や工事の進捗状況又は事業者のマニュアル等に定められた内容によって、対象毎に検査手

は、設計や工事の進捗状況又は事業者のマニュアル等に定められた内容によって、対象毎に検査手順が変わりうることに留意のこと。

順が変わりうることに留意のこと。

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デザインレビュー

デザインレビュー

設計要求

設計イ

設計

設計アウ

製品及び

設計要求

設計イ

設計

設計アウ

製品及び

事項

ンプッ

プロセス

トプット

サービス

事項

ンプッ

プロセス

トプット

サービス

図

検証

検証

妥当性確認

妥当性確認

レビュー、検証及び妥当性確認の関係性

図レビュー、検証及び妥当性確認の関係性(2)代表的な設計要求事項は、以下の通り。

(2)代表的な設計要求事項は、以下の通り。

a. 適用される法令・規則等の要求事項

a. 適用される法令・規則等の要求事項

b. 基本的な設計要求事項（要求機能、要求性能、環境条件、運転・監視方法、インターロック、

b. 基本的な設計要求事項（要求機能、要求性能、環境条件、運転・監視方法、インターロック、

強度・耐震、耐用年数、材料、外観・寸法、レイアウト等）

強度・耐震、耐用年数、材料、外観・寸法、レイアウト等）

c. 設置変更許可申請書、工事認可申請書に記載の機能、性能等に関する要求事項

c. 設置変更許可申請書、工事認可申請書に記載の機能、性能等に関する要求事項

d. 新設計、新工法、新材料等を採用するものについては、採用する技術等の妥当性評価

d. 新設計、新工法、新材料等を採用するものについては、採用する技術等の妥当性評価

e. 運転経験からの情報、メーカー提案、定期事業者検査報告書の情報等

e. 運転経験からの情報、メーカー提案、定期事業者検査報告書の情報等

f. 設計情報等の管理及びセキュリティに関する要求事項

f. 設計情報等の管理及びセキュリティに関する要求事項

g. 安全上重要な機器等の機能・性能に影響を与える可能性がある改造工事等に関する要求事項

g. 安全上重要な機器等の機能・性能に影響を与える可能性がある改造工事等に関する要求事項

h. トラブル及び不適合に伴う是正処置又は他施設不適合の水平展開等の未然防止処置

h. トラブル及び不適合に伴う是正処置又は他施設不適合の水平展開等の未然防止処置

i. 既存の火災影響評価の条件に変更が生じる場合の要求事項

i. 既存の火災影響評価の条件に変更が生じる場合の要求事項

j. 許認可申請等に係る解析業務（計算機プログラムを用いた解析）に関する要求事項

j. 許認可申請等に係る解析業務（計算機プログラムを用いた解析）に関する要求事項

k. 予備品又は貯蔵品の使用の有無と当該物品の使用前確認に係る要求事項

k. 予備品又は貯蔵品の使用の有無と当該物品の使用前確認に係る要求事項

l. 放射性流体の取扱いに係る仮設設備の要否と工認・届出に係る要求事項

l. 放射性流体の取扱いに係る仮設設備の要否と工認・届出に係る要求事項

m. 必要な試験・検査（寸法・外観検査、溶接検査、非破壊検査、その他：絶縁抵抗測定・受電確

m. 必要な試験・検査（寸法・外観検査、溶接検査、非破壊検査、その他：絶縁抵抗測定・受電確

認・機器動作確認 等）に係る要求事項
n. 運転員の業務負荷の増減に係る評価

認・機器動作確認 等）に係る要求事項
n. 運転員の業務負荷の増減に係る評価(3)安全上重要な機器等の設計においては、構築物、系統及び機器単体の設計だけでなく、既存の構(3)安全上重要な機器等の設計においては、構築物、系統及び機器単体の設計だけでなく、既存の構築物、系統及び機器との取り合い設計などの施工管理に係る計画や消耗品交換、潤滑油管理等の保築物、系統及び機器との取り合い設計などの施工管理に係る計画や消耗品交換、潤滑油管理等の保全管理に係る付帯的な設計も確実に行われていることの確認にも留意のこと。

全管理に係る付帯的な設計も確実に行われていることの確認にも留意のこと。

(4)設計要求と性能、機能等の整合性検査においては、新設又は改造される機器等の構造・強度、耐(4)設計要求と性能、機能等の整合性検査においては、新設又は改造される機器等の構造・強度、耐震性等が設計要求を満足することの確認が重要であり、以下を参考にできる。ただし、工事認可対震性等が設計要求を満足することの確認が重要であり、以下を参考にできる。ただし、工事認可対

象設備等に対する審査、検査の対象範囲については本検査運用ガイドを用いた検査の対象とはしな

象設備等に対する審査、検査の対象範囲については本検査運用ガイドを用いた検査の対象とはしな

い。

い。

7

- 269 -

a.強度計算については「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（平成25年
６月28日

原子力規制委員会規則第６号）

a.強度計算については「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（平成25年※１に基づき、日本機械学会「発電用原子力設備規格

６月28日 原子力規制委員会規則第６号）※１に基づき、日本機械学会「発電用原子力設備規格

設計・建設規格」により実施されているか、又は旧「発電用原子力設備に関する構造等の技術基設計・建設規格」により実施されているか、又は旧「発電用原子力設備に関する構造等の技術基

準（昭和55年通商産業省告示第501号）」により評価する等、評価対象となる機器等のクラスに応準（昭和55年通商産業省告示第501号）」により評価する等、評価対象となる機器等のクラスに応じた適切な適用規格が選定され、評価されているか。

じた適切な適用規格が選定され、評価されているか。

b.耐震計算については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関す

b.耐震計算については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（平成25年６月28日 原子力規制委員会規則第５号）※１に基づき「原子力発電所耐震設計

る規則」（平成25年６月28日 原子力規制委員会規則第５号）※１に基づき「原子力発電所耐震設計

技術指針」（JEAG4601）により適切に評価されているか。この際に適用される地震動については

技術指針」（JEAG4601）により適切に評価されているか。この際に適用される地震動については、「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG4601）に従って策定され､認可された基準地震動Ss及、「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG4601）に従って策定され､認可された基準地震動Ss及び弾性設計用地震動Sdが用いられているか。

び弾性設計用地震動Sdが用いられているか。

c.強度（熱応力計算に付随する温度解析を含む）及び耐震性を、解析的手法を用いて設計する場

c.強度（熱応力計算に付随する温度解析を含む）及び耐震性を、解析的手法を用いて設計する場

合は、以下の点に配慮されているか。

合は、以下の点に配慮されているか。

(a) 解析的手法選択の適否（公式による計算又はモックアップ試験による手法に対して当該手(a) 解析的手法選択の適否（公式による計算又はモックアップ試験による手法に対して当該手法選択の妥当性はあるのか。
）

法選択の妥当性はあるのか。）(b) 使用する解析プログラムは検証され、許認可解析での使用や業界標準等として認められた(b) 使用する解析プログラムは検証され、許認可解析での使用や業界標準等として認められた

ものか。

ものか。

(c) 解析の計算精度、有効桁、桁丸めの方法等は定まっているか。

(c) 解析の計算精度、有効桁、桁丸めの方法等は定まっているか。

(d) 使用する物性値は認められたものか。

(d) 使用する物性値は認められたものか。

(e) 計算の中で使用される実験式等の適用範囲は妥当か。

(e) 計算の中で使用される実験式等の適用範囲は妥当か。

(f) FEM（有限要素法）における解析モデルのメッシュは要求される解析精度に見合ったもの(f) FEM（有限要素法）における解析モデルのメッシュは要求される解析精度に見合ったものか。

か。

(g) 床応答曲線に基づくスペクトルモーダル解析法を用いる際のバネ－マスモデルは妥当か。

(g) 床応答曲線に基づくスペクトルモーダル解析法を用いる際のバネ－マスモデルは妥当か。

また、組み合わせ荷重の算出評価に含める応答モードの次数は適切か。

また、組み合わせ荷重の算出評価に含める応答モードの次数は適切か。

※１ 核燃料施設等は「加工施設の技術基準に関する規則」等相当する規則を参考にすること。

※１ 核燃料施設等は「加工施設の技術基準に関する規則」等相当する規則を参考にすること。

d. 核燃料施設等においては、設備又は機器の変更であって、当該機器の相互の間隔を許認可で求d. 核燃料施設等においては、設備又は機器の変更であって、当該機器の相互の間隔を許認可で求められる核的制限値として記載された間隔よりも小さくしない場合や、放射線遮へい物の側壁にめられる核的制限値として記載された間隔よりも小さくしない場合や、放射線遮へい物の側壁における線量の値を大きくしない場合は、設計及び工事の計画の認可が不要であることから、該当おける線量の値を大きくしない場合は、設計及び工事の計画の認可が不要であることから、該当する工事があった場合は、内容について確認する。

する工事があった場合は、内容について確認する。

5.2 その他

5.2 その他(1) 本検査運用ガイドを用いた検査で確認した既設との取り合いに関する情報や工事工程に関する情(1) 本検査運用ガイドを用いた検査で確認した既設との取り合いに関する情報や工事工程に関する情報等は、別検査として計画される施工及び保全段階における検査を確実に実施できるよう、関係者間

報等は、別検査として計画される施工及び保全段階における検査を確実に実施できるよう、関係者間で共有すること。

で共有すること。

○改正履歴

○改正履歴

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要
施行

備考

改正

改正日

０

2020/04/01○運用の明確化
１①安全上重要な構築物、系統及び機器がない一部の

改正の概要
施行
○運用の明確化

１①安全上重要な構築物、系統及び機器がない一部の核燃料施設等においても、本ガイドが適用できる

核燃料施設等においても、本ガイドが適用できる
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備考

ことを明確化（5.1 検査の視点）

ことを明確化（5.1 検査の視点）②建設又は廃止措置段階の施設について、リスク状②建設又は廃止措置段階の施設について、リスク状態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表２ 検態に応じた検査頻度とする運用を明確化（表２ 検査要件まとめ表）

査要件まとめ表）○記載の適正化○記載の適正化

２

改正に伴う修正（新設）

表１ 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の
種別

規則名

実用発電用原
子力施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉試験研究用等
原子炉施設
再処理施設

研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設
第一種廃棄物
埋設施設

第二種廃棄物
埋設施設

使用施設等

保安規定記載事項に係る規則条項

原子力施設の
種別

規則名

第 92 条第１項第２号及び 18 号並びに同条第３項第２号及び第 18 号
第 87 条第１項第 18 号及び第３項第 19 号
第 15 条第１項第 17 号及び第２項第 18 号
第 17 条第１項第 17 号及び第２項第 20 号
第８条第１項第 16 号及び第２項第 19 号
第 37 条第１項第 16 号及び第２項第 17 号
第 34 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

実用発電用原
子力施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

研究開発段階発電用原子炉試験研究用等
原子炉施設
再処理施設

第 55 条

第 63 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

第一種廃棄物
埋設施設

第 16 条

第 20 条第１項第 17 号及び第２項第 16 号

第二種廃棄物
埋設施設

第２条 11 の７

第２条の 12 第１項第 15号及び第２項第 18 号

使用施設等

研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条

第 76 条
第９条
第 11 条
第７条の４
第 31 条
第 29 条加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条

第 76 条
第９条
第 11 条
第７条の４
第 31 条
第 29 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第２号及び 18 号並びに同条第３項第２号及び第 18 号
第 87 条第１項第 18 号及び第３項第 19 号
第 15 条第１項第 17 号及び第２項第 18 号
第 17 条第１項第 17 号及び第２項第 20 号
第８条第１項第 16 号及び第２項第 19 号
第 37 条第１項第 16 号及び第２項第 17 号
第 34 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

第 55 条

第 63 条第１項第 15 号及び第２項第 17 号

第 16 条

第 20 条第１項第 17 号及び第２項第 16 号

第２条 11 の７

第２条の 12 第１項第 15号及び第２項第 18 号

表２ 検査要件まとめ表

表２ 検査要件まとめ表

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所又は施設を対象にサンプルを選定する。

運用の明確化

01 実用炉01 実用炉・新規制基準適合

ID

検査項目

01

設計管理の適切性

02

性能・機能整合性

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

１年

６

165

日常

01

３年※

１

215

02

チーム
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

前の長期停止プラ

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

ントに対する検査

性能・機能整合性

※

１

215

チーム

頻度の運用方法の３年

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。
9- 271 -

明確化※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設、廃止措置計画の認可を受けた施設及び新規制基準適合前の長期停止施設については、必要に応じて検査を実施する。

02 研開炉02 研開炉
ID

検査項目

01
02
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

性能・機能整合性

※

１

215

チーム

３年

ID

検査項目

01
02
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

性能・機能整合性

※

１

215

チーム

３年

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

03 試験炉ID

03 試験炉
ID
01
02

03

04

05
06

01

検査項目
設計管理の適切性（熱出力500kw以上※１）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
１）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 以上※
２）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
２）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 未満）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 未満）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

３

80

日常

必要に応じて

－

－

チーム

１年

１

35

日常

必要に応じて

－

－

チーム

１年

１

20

日常

必要に応じて

－

－

チーム

02

03

04

05
06

検査項目
設計管理の適切性（熱出力500kw以上※１）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
１）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 以上※
２）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 以上※
２）
設計管理の適切性（熱出力 500kw 未満）
性能･機能整合性（熱出力 500kw 未満）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

３

80

日常

必要に応じて

－

－

チーム

１年

１

35

日常

必要に応じて

－

－

チーム

１年

１

20

日常

必要に応じて－－チーム※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※１ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理
ID

検査項目

01
02
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

性能・機能整合性

※

１

215

チーム

３年

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設（た

ID

検査項目

01
02
※

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

設計管理の適切性

１年

６

165

日常

性能・機能整合性

※

１

215

チーム

３年

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設（ただし、高レベル廃液の固化が完了していない等、操業中と同程度のリスク状態にある施設を除く。
）については、必要に応じて検査を実施する。

だし、高レベル廃液の固化が完了していない等、操業中と同程度のリスク状態にある施設を除く。
）については、必要に応じて検査を実施する。

05 加工

05 加工
ID

検査項目

01

設計管理の適切性（MOX 加工）
性能・機能整合性（MOX 加工）設計管理の適切性（ウラン加工）

02
03

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

４

115

日常

３年※

１

150

チーム

１年

３

80

日常

ID

検査項目

01

設計管理の適切性（MOX 加工）
性能・機能整合性（MOX 加工）設計管理の適切性（ウラン加工）性能・機能整合性（ウラン加工）

02
03
04

10

- 272 -

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

１年

４

115

日常

３年※

１

150

チーム

１年

３

80

日常

必要に応じて

－

－

チーム

04
※

性能・機能整合性（ウラン加工）必要に応じて

－

－

チーム

※

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

建設段階にあり核燃料物質等の搬入が行われていない施設又は廃止措置計画の認可を受けた施設については、必要に応じて検査を実施する。

06 貯蔵

06 貯蔵
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

07 管理
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

08 埋設
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて－－チーム

09 使用(政令該当)
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

07 管理
ID

検査項目

01

設計管理の適切性

１年

１

20

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

08 埋設
ID

検査項目

01

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

09 使用(政令該当)
ID

検査項目

01

設計管理の適切性

１年

１

10

日常

02

性能・機能整合性

必要に応じて

－

－

チーム

11

- 273 -

基本検査運用ガイド
動作可能性判断及び機能性評価（新旧対照表）1- 274 -

（下線部分は改正部分）
改

1.

2.

正

後

改

正

前

改正理由

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

動作可能性判断及び機能性評価

動作可能性判断及び機能性評価（BO1040_r1）（BO1040_r0）

原力規制庁

原力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1.

監視領域

監視領域

大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

小分類：「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（実用炉、研開炉）

小分類：「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」（実用炉、研開炉）

検査分野：「運転管理」

検査分野：「運転管理」
2.

検査目的

検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 4 号

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 4 号

ロで規定されている事項（保安のために必要な措置）のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安のためのロで規定されている事項（保安のために必要な措置）のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安のための措置に係る規則条項で規定される、原子力施設の運転における安全設備の動作可能性判断及び機能性評価の措置に係る規則条項で規定される、原子力施設の運転における安全設備の動作可能性判断及び機能性評価の活動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 3 号イで規定されている事項（保安規定）のう

活動状況を確認する。当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3 号イで規定されている事項（保安規定）のうち、

ち、表 1 に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される原子力施設の運転に係る活動状況の確認と併

表 1 に示す保安規定記載事項に係る規則条項で規定される原子力施設の運転に係る活動状況の確認と併せて

せて行う。

行う。

これらの確認対象となる事業者の活動は、運転管理の検査分野における設備の保全の他、運転員能力等にもこれらの確認対象となる事業者の活動は、運転管理の検査分野における設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

関連することから、当該活動に関連する他の検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

3.

3.

検査要件

検査要件

構造物、系統及び機器（以下、「SSC」という）において、劣化の評価又は不適合状態の判断及び是正処置が構造物、系統及び機器（以下、「SSC」という）において、劣化の評価又は不適合状態の判断及び是正処置が不適切であると、事故時の要求基準を満たさない状態で運転されるおそれがある。このような潜在的リスク増加が不適切であると、事故時の要求基準を満たさない状態で運転されるおそれがある。このような潜在的リスク増加が発生しないよう、当該 SSC は事故時の要求基準を満たすことが適切に証明されなければならない。本検査では発生しないよう、当該 SSC は事故時の要求基準を満たすことが適切に証明されなければならない。本検査では

SSC の動作可能性又は機能性の判断・評価が適切で、安全機能が許認可関連文書(設置(変更)許可申請書、工SSC の動作可能性又は機能性の判断・評価が適切で、安全機能が許認可関連文書(設置(変更)許可申請書、工事計画認可申請書等)の基準に適合し維持されていることを確認する。

事計画認可申請書等)の基準に適合し維持されていることを確認する。

3.1 検査対象

3.1 検査対象

SSCの動作可能性※及び機能性に係る劣化の評価又は不適合状態の判断並びに是正処置の適切性を確認

SSCの動作可能性※及び機能性に係る劣化の評価又は不適合状態の判断並びに是正処置の適切性を確認するものとし、以下を検査対象とする。なお、サーベイランス試験の合否判定は検査対象になる。

するものとし、以下を検査対象とする。なお、サーベイランス試験の合否判定は検査対象になる。

(1) リスク上重要なSSCに係る動作可能性判断及び機能性評価(1) リスク上重要なSSCに係る動作可能性判断及び機能性評価※動作可能性のことを「オペラビリティ」ともいう。
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

※動作可能性のことを「オペラビリティ」ともいう。
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

2- 275 -

改正に伴う修正改

正後

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

改

4.1 検査対象の選定

改正理由

検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4.

検査手順

前

3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数

検査は、表2の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4.

正

検査手順

4.1 検査対象の選定

選定に当たっては、運転員の活動状況及び不適合の是正処置、リスク上重要なSSCを特別採用で使用する選定に当たっては、運転員の活動状況及び不適合の是正処置等を調査するとともにウォークダウン等により運用の明確化場合等を調査するとともに、ウォークダウン等によりSSC周辺の雰囲気・状態、一時的な工事等による悪影響の

SSC周辺の雰囲気・状態、一時的な工事等よる悪影響の有無を観察し、リスク情報等を踏まえ検査対象並びに・具体例の追記

有無を観察し、リスク情報等を踏まえ検査対象並びに検査方法等を決定する。

検査方法等を決定する。

誤字修正

また、SSCに関連する不適合及び機器等の劣化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査し、多角的な

また、SSCに関連する不適合及び機器等の劣化傾向がサーベイランス試験に与える影響を調査し、多角的な観点からサーベイランス試験の適合判定の適切性を確認する。なお検査対象は必要に応じ過去のサーベイラン

観点からサーベイランス試験の適合判定の適切性を確認する。なお検査対象は必要に応じ過去のサーベイラン

ス試験の結果を選定しても良い。

ス試験の結果を選定しても良い。

4.2 検査実施

4.2 検査実施検査の実施に当たっては、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により以下を確認する。

検査の実施に当たっては、関連文書の調査、ウォークダウン、インタビュー等により以下を確認する。

(1) リスク上重要なSSCに係る動作可能性判断及び機能性評価(1) リスク上重要なSSCに係る動作可能性判断及び機能性評価

a. 事業者により動作可能性や機能性が正当だと証明されている場合、事業者の動作可能性判断や機能

a. 事業者の動作可能性判断や機能性評価の技術的妥当性をレビューし、正当だと証明されていることを性評価の技術的妥当性をレビューし、正当だと証明されていることを確認する。
b. 事業者により動作可能性や機能性の評価が代替措置に関連している場合、確認する。
b. 動作可能性や機能性の評価が代替措置に関連している場合、(a) 代替措置が実施され、目的通りに機能し、そうした措置が原因で系統運転が設計基準外となることがなく、適切に制御されていることを確認する。

(a) 代替措置が実施され、目的通りに機能し、そうした措置が原因で系統運転が設計基準外となることがなく、適切に制御されていることを確認する。

(b) 代替措置を実施しても認可修正の必要がないことを確認する。

(b) 代替措置を実施しても認可修正の必要がないことを確認する。

c. 事業者により動作可能性や機能性が正当だと証明されていない場合、保安規定の運転制限条件

c. 動作可能性や機能性が正当だと証明されていない場合、保安規定の運転制限条件（LCO）に及ぼす（LCO）に及ぼす影響の判断など、適切な措置が講じられていることを確認する。

影響の判断など、適切な措置が講じられていることを確認する。

d. サーベイランス試験の合否判定については、SSCに関連する不適合の有無に拘わらず以下の観点でd. サーベイランス試験の合否判定については、SSCに関連する不適合の有無に拘わらず以下の観点で判定の適切性を確認する。

判定の適切性を確認する。

(a) 事故時を想定した条件になっているか(a) 事故時を想定した条件になっているか(b) 事前に行われる操作は、事故時操作手順にはなく試験に適合するために行う調整運転(プレコン(b) 事前に行われる操作は、事故時操作手順にはなく試験に適合するために行う調整運転(プレコンディショニング)に当たらないか

ディショニング)に当たらないか(c) SSCに対して運転員が行う許容された何らかのメンテナンス等の行為は、事故時にも対応できる(c) SSCに対して運転員が行う許容された何らかのメンテナンス等の行為は、事故時にも対応できるか、対応不可な場合でもSSCは動作可能性で健全性が担保できるかか、対応不可な場合でもSSCは動作可能性で健全性が担保できるか(d) 合格の判定に妥当性が証明できていない経験値等を用いていないか(d) 合格の判定に妥当性が証明できていない経験値等を用いていないか

4.3 問題点の特定と解決に関する確認

記載の適正化4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処(1) 本検査に関連する原子力安全に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処置が適切に講じられていることを確認する。

置が適切に講じられていることを確認する。

(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
3- 276 -

記載の適正化

記載の適正化

改

5.

正

後

改

正

前

(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に(3) 検査官が日常の巡視等で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。

処理されていることを確認する。

検査手引

5.1 検査対象選定の際のリスク情報活用に係る留意事項

5.

検査手引

5.1 検査対象選定の際のリスク情報活用に係る留意事項

検査官は、どの動作可能性判断や機能性評価を選択して検討すべきか判断するため、リスク情報を活用した検査官は、どの動作可能性判断や機能性評価を選択して検討すべきか判断するため、リスク情報を活用した知見を、技術解析と判断、運転経験など他の要因と共に適用する。劣化・不適合状態に対し動作可能性判断や知見を、技術解析と判断、運転経験など他の要因と共に適用する。劣化・不適合状態に対し動作可能性判断や機能性評価が必要か判断するため、動作可能性判断や機能性評価の選択は、運転員引継日誌、不適合管理

機能性評価が必要か判断するため、動作可能性判断や機能性評価の選択は、運転員引継日誌、不適合管理票、作業票などのプラント状態関連文書を検査官がレビューして行う。

票、作業票などのプラント状態関連文書を検査官がレビューして行う。

5.2 検査に係る留意事項(1) リスク上重要なSSCに関わる動作可能性判断及び機能性評価

5.2 検査に係る留意事項(1) リスク上重要なSSCに関わる動作可能性判断及び機能性評価

a. 劣化・不適合状態が特定されると、SSCが所定の安全機能や許認可基準の機能を実施する能力が疑問

a. 劣化・不適合状態が特定されると、SSCが所定の安全機能や許認可基準の機能を実施する能力が疑問視される可能性がある。劣化状態とは、SSCやその機能的能力に関する認定が低下している状態である。

視される可能性がある。劣化状態とは、SSCやその機能的能力に関する認定が低下している状態である。

劣化状態には、故障、機能不全、不備、逸脱、資材や設備の欠陥などがある。

劣化状態には、故障、機能不全、不備、逸脱、資材や設備の欠陥などがある。

b. 系統の能力を低下させる状態には、経年劣化、侵食、腐食、不適切な操作、不適切な保守などがある。

b. 系統の能力を低下させる状態には、経年劣化、侵食、腐食、不適切な操作、不適切な保守などがある。

不適合状態とは、SSCが許認可基準を満たさない状態や、不適切な設計、試験、建設、改修などの要因に不適合状態とは、SSCが許認可基準を満たさない状態や、不適切な設計、試験、建設、改修などの要因により性能が低下している状況である。

より性能が低下している状況である。

c. 事業者は、劣化・不適合状態の影響を評価する際、こうした状態を解決する最終的な是正処置が完了するまで、暫定的な措置として代替措置を実施することを決定する場合があるので注意する。

c. 事業者は、劣化・不適合状態の影響を評価する際、こうした状態を解決する最終的な是正処置が完了するまで、暫定的な措置として代替措置を実施することを決定する場合があるので注意する。

d. 動作可能性とは、許認可関連文書(設置(変更)許可申請書、工事計画認可申請書等)に記載される安d. 動作可能性とは、許認可関連文書(設置(変更)許可申請書、工事計画認可申請書等)に記載される安全系のSSCが所定の安全機能を実施する能力を指す。動作可能性判断プロセス内で検討されるSSCの全系のSSCが所定の安全機能を実施する能力を指す。動作可能性判断プロセス内で検討されるSSCの範囲は以下である。

範囲は以下である。

(a) 許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられているSSC（こうしたSSCは、許認可関連(a) 許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられているSSC（こうしたSSCは、許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられている他のSSCに必要な支援機能を実施することがあ

文書により動作可能であることが義務付けられている他のSSCに必要な支援機能を実施することがある）る）(b) 許認可関連文書により動作可能であることが明確に義務付けられていないが、許認可関連文書によ(b) 許認可関連文書により動作可能であることが明確に義務付けられていないが、許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられているSSCに必要な支援機能を実施するSSCである。

り動作可能であることが義務付けられているSSCに必要な支援機能を実施するSSCである。

e. 動作可能性判断プロセスは、許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられている特定のe. 動作可能性判断プロセスは、許認可関連文書により動作可能であることが義務付けられている特定のSSCで劣化・不適合状態が特定された際や、必要とされ関連する支援機能で劣化・不適合状態が特定さ

SSCで劣化・不適合状態が特定された際や、必要とされ関連する支援機能で劣化・不適合状態が特定された際、許認可関連文書への適合に関してSSCとその支援機能の動作可能性を評価するために使用された際、許認可関連文書への適合に関してSSCとその支援機能の動作可能性を評価するために使用さ

れる。

れる。

f. 機能性とは通常、許認可関連文書に記載されないSSCが許認可基準に定められた機能を実施する能f. 機能性とは通常、許認可関連文書に記載されないSSCが許認可基準に定められた機能を実施する能力を指す。許認可基準の機能は、許認可関連文書で管理されるSSCに対し、必要とされ関連する支援機力を指す。許認可基準の機能は、許認可関連文書で管理されるSSCに対し、必要とされ関連する支援機能を実施することもある。機能性評価は、許認可関連文書に記載されていないが、SSCの有効性と信頼能を実施することもある。機能性評価は、許認可関連文書に記載されていないが、SSCの有効性と信頼性を確実に維持するためにプログラム制御が必要なSSCに対して実施すべき事項である。

性を確実に維持するためにプログラム制御が必要なSSCに対して実施すべき事項である。

g. 機能性は是正処置プロセスなどプラントの他のプロセスにより評価、文書化される。機能性評価の適切

g. 機能性は是正処置プロセスなどプラントの他のプロセスにより評価、文書化される。機能性評価の適切4- 277 -

改正理由

改

正

後

改

前

改正理由

な深度を判断する際、安全重要度を考慮するのは妥当である。また、機能していないSSCが、他の規制要な深度を判断する際、安全重要度を考慮するのは妥当である。また、機能していないSSCが、他の規制要件（全交流電源喪失、ATWS、耐環境性認定、保守規則など）への適合に及ぼす影響も判断すべきであ

件（全交流電源喪失、ATWS、耐環境性認定、保守規則など）への適合に及ぼす影響も判断すべきである。さらに、SSCが機能していない時には、事業者の他のプロセスやプログラム（有効性、保守規則、報告る。さらに、SSCが機能していない時には、事業者の他のプロセスやプログラム（有効性、保守規則、報告義務など）を考慮することが必要な場合がある。

義務など）を考慮することが必要な場合がある。

h. 動作可能性や有効性が保証され、確認されないリスク増加が発生しないよう、迅速な動作可能性判断

h. 動作可能性や有効性が保証され、確認されないリスク増加が発生しないよう、迅速な動作可能性判断や機能性評価が正当だと証明されているか判断するために、事業者がリスク上重要なSSCに対して行うや機能性評価が正当だと証明されているか判断するために、事業者がリスク上重要なSSCに対して行う

動作可能性判断や機能性評価をサンプリングにより確認する。また、検査では、プラントの問題や事象に動作可能性判断や機能性評価をサンプリングにより確認する。また、検査では、プラントの問題や事象に関連する動作可能性や機能性の懸念が特定されているかも判断すべきである。検査官は、以下の側面を関連する動作可能性や機能性の懸念が特定されているかも判断すべきである。検査官は、以下の側面を検討すべきである。

検討すべきである。

(a) 選択した動作可能性判断や機能性評価で、予想される原因、状態の程度、関連するSSCの所定(a) 選択した動作可能性判断や機能性評価で、予想される原因、状態の程度、関連するSSCの所定の安全機能や許認可基準の機能に及ぼす悪影響が適切に検討されている。レビューの際には、許の安全機能や許認可基準の機能に及ぼす悪影響が適切に検討されている。レビューの際には、許認可関連文書等を参照すること。

認可関連文書等を参照すること。

(b) 狭い焦点や保守的でない仮定により、SSCが所定の安全機能や許認可基準の機能すべてを実(b) 狭い焦点や保守的でない仮定により、SSCが所定の安全機能や許認可基準の機能すべてを実施する能力を維持しているという根拠が損なわれないようにするため、事業者が状態の顕著な兆候

施する能力を維持しているという根拠が損なわれないようにするため、事業者が状態の顕著な兆候の先を読んでいる。

の先を読んでいる。

(c) 事業者が、評価中のその状態に対して、他の状態や、それらの状態が代替措置に及ぼす影響を(c) 事業者が、評価中のその状態に対して、他の状態や、それらの状態が代替措置に及ぼす影響を考慮している。

6.

正考慮している。

6.

改訂履歴
改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

改訂履歴
改訂

改訂日

0

2020/04/01

改訂の概要

備考

施行

○運用の明確化
改正に伴う修正①検査対象の選定に当たっての調査対象の

1

具体例を追記○記載の適正化

表 1 関連する施行規則条項

表 1 関連する施行規則条項
原子力施設
の種別

規則名

実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条及び第 87 条
第 76 条及び第 82 条

保安規定記載事項に係る
規則条項

原子力施設
の種別

規則名

第 92 条第 1 項第 8 号及び第 18 号
第 87 条第 1 項第 8 号及び第 18 号

実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

5- 278 -

保安のための措置に係る規則条項
第 81 条及び第 87 条
第 76 条及び第 82 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 8 号及び第 18 号
第 87 条第 1 項第 8 号及び第 18 号

改

正

後

改

表 2 検査要件まとめ表

表 2 検査要件まとめ表

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

ID

検査項目

01

動作可能性判断及び
機能性評価

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

15

135

日常

02 研開炉

ID

検査項目

01

動作可能性判断及び
機能性評価

正

前

改正理由

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

15

135

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

15

135

日常

02 研開炉

ID

検査項目

01

動作可能性判断及び
機能性評価

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

15

135

日常

ID

検査項目

01

動作可能性判断及び機能性評価

6- 279 -

基本検査運用ガイド
取替炉心の安全性（新旧対照表）- 280 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

取替炉心の安全性

取替炉心の安全性（BO1050_r2）（BO1050_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1～3（略）

1～3（略）

4

4

検査手順

4.1

正

PWR前サイクル炉内出力分布測定の処理結果等

4.1

PWR前サイクル炉内出力分布測定の処理結果等
PWR においては、当該サイクル取替炉心の安全性評価結果の確認の前に、前サイクルの炉内出力分布測定の処理結果等から以下を確認することにより、今サイクルの取替炉心の安全性評価に用いた炉心設測定の処理結果等から以下を確認することにより、今サイクルの取替炉心の安全性評価に用いた炉心設計手法の妥当性を確認する。

計手法の妥当性を確認する。

(1)臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差が、運転上の制限を満足していること。

(1)臨界ボロン濃度の測定値と予測値の差が、運転上の制限を満足していること。

(2)熱流束熱水路係数 FQ (Z)の測定値が、運転上の制限を満足していること。

(2)熱流束熱水路係数 FQ (Z)の測定値が、運転上の制限を満足していること。

(3)核的エンタルピ上昇熱水路係数 F△HN の測定値が、運転上の制限を満足していること。

(3)核的エンタルピ上昇熱水路係数 FN△H の測定値が、運転上の制限を満足していること。

取替炉心設計の前提条件

改正に伴う修正検査手順

PWR においては、当該サイクル取替炉心の安全性評価結果の確認の前に、前サイクルの炉内出力分布

4.2

改正理由

4.2

取替炉心設計の前提条件

取替炉心を設計する際の前提条件となる以下を確認する。

取替炉心を設計する際の前提条件となる以下を確認する。

(1)燃料集合体外観検査（定期事業者検査）の結果を踏まえ、使用可能な燃料を用いて装荷パターンが(1)燃料集合体外観検査（定期事業者検査）の結果を踏まえ、使用可能な燃料を用いて装荷パターンが組まれていること。

組まれていること。

(2)解析の評価期間が、最新の運転計画に基づき適切に設定されていること。

(2)解析の評価期間が、最新の運転計画に基づき適切に設定されていること。

(3)評価手法及び計算コードは、原子炉設置(変更)許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認さ(3)評価手法及び計算コードは、原子炉設置(変更)許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認されているもの、あるいは事業者が対象の炉心に対してあらかじめ妥当性を確認しているものを使用れているものを使用していること。

運用の明確化・評価手法及び計算コードについてしていること。

事業者が実施した
4.3

取替炉心の安全性評価結果

4.3

取替炉心の安全性評価結果

取替炉心毎に実施した反応度停止余裕等の安全性評価結果が、原子炉設置(変更)許可申請書の添付書

取替炉心毎に実施した反応度停止余裕等の安全性評価結果が、原子炉設置(変更)許可申請書の添付書

類八及び添付書類十に記載する許可基準に適合していることを確認する。適合性の確認は以下の判断方

類八及び添付書類十に記載する許可基準に適合していることを確認する。適合性の確認は以下の判断方

法に基づいて確認する。

法に基づいて確認する。

(1)設計の入力条件に対する適合性(1)設計の入力条件に対する適合性例として BWR の設計スクラム反応度曲線のように、原子炉設置（変更）許可申請の安全解析で使例として BWR の設計スクラム反応度曲線のように、原子炉設置（変更）許可申請の安全解析で使1- 281 -

妥当性確認の適切性を確認する旨を
追加

改

正

後

改

用している設計の入力条件(設計曲線)と比較し、評価結果である反応度曲線が安全側にあること。

燃料集合体最高燃焼度等のように、原子炉設置（変更）許可申請書に記載された制限値を満足していること。

ていること。

4.4

（略）

4.4

（略）

5

検査手引

5

検査手引

5.1

PWR取替炉心取替炉心の安全性に係る事業者の評価結果の検査の実施にあたっては、以下の留意事項を考慮して、取替炉心の安全性に係る事業者の評価結果の検査の実施にあたっては、以下の留意事項を考慮して、事業者の炉内出力分布測定の処理結果等の適切性及び取替炉心の安全性評価結果の制限値等への適合事業者の炉内出力分布測定の処理結果等の適切性及び取替炉心の安全性評価結果の制限値等への適合性を確認する。

性を確認する。

5.1.1 炉内出力分布測定の処理結果等

5.1.1 炉内出力分布測定の処理結果等(1) 臨界ボロン濃度(1) 臨界ボロン濃度

燃焼に伴う炉心設計の妥当性を確認する観点から、直接炉心反応度を表す指標である臨界ボロン
濃度を対象として、その値が測定値と予測値とで乖離していないことを確認する。

燃焼に伴う炉心設計の妥当性を確認する観点から、直接炉心反応度を表す指標である臨界ボロン
濃度を対象として、その値が測定値と予測値とで乖離していないことを確認する。

制限値としては、工学的判断として 1%Δk/k 相当である 100ppm 以内を運転上の制限として設定している。
(2) 熱流束熱水路係数 FQ(Z)

制限値としては、工学的判断として 1%Δk/k 相当である 100ppm 以内を運転上の制限として設定している。
(2) 熱流束熱水路係数 FQ(Z)

燃料中心温度が通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において燃料ペレットの溶融点未満

燃料中心温度が通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において燃料ペレットの溶融点未満になるように、炉心最大線出力密度と炉心平均線出力密度の比である FQ(Z)に運転上の制限を設定になるように、炉心最大線出力密度と炉心平均線出力密度の比である FQ(Z)に運転上の制限を設定

している。

している。

(3) 核的エンタルピ上昇熱水路係数 F△HN

(3) 核的エンタルピ上昇熱水路係数 FN△H

最小 DNBR が許容限界値以上になるように、炉心最大燃料棒出力と炉心平均燃料棒出力の比である F△HN に運転上の制限を設定している。
5.1.2 安全性評価における前提条件

最小 DNBR が許容限界値以上になるように、炉心最大燃料棒出力と炉心平均燃料棒出力の比である FN△H に運転上の制限を設定している。
5.1.2 安全性評価における前提条件(1)解析の評価期間は、運転計画に基づく発電機の並列から解列までの期間を定格出力で原子炉を運転(1)解析の評価期間は、運転計画に基づく発電機の並列から解列までの期間を定格出力で原子炉を運転するとして評価する等、制御棒の引抜き（原子炉起動）から全挿入（原子炉停止）までのサイクルするとして評価する等、制御棒の引抜き（原子炉起動）から全挿入（原子炉停止）までのサイクル

燃焼度を満足していること。なお、評価期間としたサイクル燃焼度を超えて運転を行う場合には、燃焼度を満足していること。なお、評価期間としたサイクル燃焼度を超えて運転を行う場合には、

そのサイクル燃焼度を超える前に、取替炉心の安全性評価を再度行わなければならない。

そのサイクル燃焼度を超える前に、取替炉心の安全性評価を再度行わなければならない。

(2)評価手法及び計算コードは、原子炉設置（変更）許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認されているもの、あるいは事業者が対象の炉心に対してあらかじめ妥当性を確認しているものを使

改正理由(2)制限値に対する適合性

燃料集合体最高燃焼度等のように、原子炉設置（変更）許可申請書に記載された制限値を満足しPWR取替炉心

前用している設計の入力条件(設計曲線)と比較し、評価結果である反応度曲線が安全側にあること。

(2)制限値に対する適合性

5.1

正(2)評価手法及び計算コードは、原子炉設置（変更）許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認されているものを使用していること。

運用の明確化・評価手法及び計用していること。

算コードについて

後者においては、事業者が実施した妥当性確認の適切性を確認するものとし、その手順の例を附属事業者が実施した書に示す。

妥当性確認の適切性を確認する旨を2- 282 -

改

正

後

改

正

前

改正理由
追加

5.1.3 （略）5.1.3 （略）

5.2

5.2

BWR取替炉心取替炉心の安全性に係る事業者の評価結果の検査の実施にあたっては、以下の留意事項を考慮して、BWR取替炉心取替炉心の安全性に係る事業者の評価結果の検査の実施にあたっては、以下の留意事項を考慮して、取替炉心の安全性評価結果の制限値等への適合性を確認する。

取替炉心の安全性評価結果の制限値等への適合性を確認する。

5.2.1 安全性評価における前提条件

5.2.1 安全性評価における前提条件(1)解析の評価期間は、運転計画に基づく発電機の並列から解列までの期間を定格出力で原子炉を運転(1)解析の評価期間は、運転計画に基づく発電機の並列から解列までの期間を定格出力で原子炉を運転するとして評価する等、制御棒引抜き（原子炉起動）から全挿入（原子炉停止）までのサイクル燃するとして評価する等、制御棒引抜き（原子炉起動）から全挿入（原子炉停止）までのサイクル燃

焼度を満足していること。なお、評価期間としたサイクル燃焼度を超えて運転を行う場合には、そ焼度を満足していること。なお、評価期間としたサイクル燃焼度を超えて運転を行う場合には、そのサイクル燃焼度を超える前に、取替炉心の安全性評価を再度行わなければならない。

のサイクル燃焼度を超える前に、取替炉心の安全性評価を再度行わなければならない。

(2)評価手法及び計算コードは、原子炉設置（変更）許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認(2)評価手法及び計算コードは、原子炉設置（変更）許可申請書、トピカルレポート等で妥当性が確認されているもの、あるいは事業者が対象の炉心に対してあらかじめ妥当性を確認しているものを使されているものを使用していること。

用していること。

運用の明確化

後者においては、事業者が実施した妥当性確認の適切性を確認するものとし、その手順の例を附属書に・評価手法及び計示す。

算コードについて事業者が実施した
妥当性確認の適切5.2.2 （略）5.2.2 （略）6

参考資料(1) 取替炉心検討会報告書（昭和 52 年５月 20 日 原子炉安全専門審査会）(2) 「取替炉心毎の安全性確認」について 答申書（昭和 58 年 11 月 （社）火力原子力発電技術協会）(3) JEAC4211-2018「取替炉心の安全性確認規程」（2018 年 12 月 18 日 日本電気協会）

性を確認する旨を
追加

6

参考資料
(1) 取替炉心検討会報告書（昭和 52 年５月 20 日 原子炉安全専門審査会）(2) 「取替炉心毎の安全性確認」について 答申書（昭和 58 年 11 月 （社）火力原子力発電技術協会）(3) JEAC4211-2018「取替炉心の安全性確認規程」（2018 年 12 月 18 日 日本電気協会）(4) JEAC4215-20XX「取替炉心の安全性の確認に用いる解析コードの適格性評価規程」（案）

運用の明確化・評価手法及び計算コードについて事業者が実施した
妥当性確認の適切性を確認する旨を追加

3- 283 -

改正後

附属書 「取替炉心の安全性」に使用する解析コードの妥当性確認の適切性の確認

改

前

改正理由

(新規)

1 目 的

運用の明確化

発電用原子炉施設保安規定の審査基準では、燃料取替に際して、炉心の核的制限値及び熱的制限値の・評価手法及び計範囲内で運転するために、取替炉心の安全性評価を、原子炉設置（変更）許可を受けたところによる安算コードについて全評価と同様に行った上で、燃料装荷実施計画を定めることを保安規定に定めるよう求めている。

事業者が実施した

したがって、取替炉心の安全性評価については、原子炉設置（変更）許可を受けたところによる安全妥当性確認の適切評価と同等のものでなければならないことから、事業者は原子炉設置（変更）許可申請書やトピカルレ

性を確認する旨を

ポート等で妥当性が確認された計算コード（以下「許認可コード」という。
）以外の計算コードを用い追加て取替炉心の安全性評価を行う場合には、あらかじめ計算コードの妥当性を確認する必要がある。
本附属書は、事業者が行った計算コードの妥当性確認の適切性を、原子力規制検査にて確認する方法の例を示すものである。
2 適用範囲
本附属書は、原子力規制検査「取替炉心の安全性」において、事業者が実施した計算コードの妥当性確認の適切性の確認に対して適用する。
3 適切性の確認
3.1

正BWR/PWR 共通(1) 予測性能において許容できる不確かさが設けられていること。
(2) モデルの重要度を評価しそれに応じた信頼性が確保されていること。
(3) 数学モデルが適切な数値解析手法に変換されていること。
(4) 実機、実験等の実測データは不確かさを評価する観点から適切であること。
3.2 PWR
3.2.1 計算モデルの確認
以下のパラメータについて、臨界実験及び実機における測定値と計算値を比較し、計算モデルが当該パラメータを適切に模擬していることを確認していること。
実機測定値については、少なくとも 3 サイクル以上のデータにより確認していること。
(1) 臨界実験解析
・燃料集合体内（燃料棒）出力分布(2) 実機炉心解析
a.高温全出力時
・径方向出力分布（BOC,MOC,EOC）
・臨界ボロン濃度（燃焼に伴う変化の比較を含む）
4- 284 -

改

正

後

改

・燃料集合体燃焼度b.高温零出力時・臨界ボロン濃度
・減速材温度係数
・制御棒価値
3.2.2 不確かさの確認
安全性評価項目の不確かさとして設定しているパラメータの測定値と計算値の誤差が、あらかじめ設定している不確かさの範囲内であることを確認する。
・反応度停止余裕（制御棒価値、出力欠損）
・最大線出力密度・水平方向ピーキング係数 FXYN
・最大反応度添加率・制御棒クラスタ落下時及び飛出し時のワース
・制御棒クラスタ落下時の F△HN 及び制御棒クラスタ飛出し時の FQ
・出力運転時ほう素濃度
3.2.3 許認可コード（または従来コード）との比較
3.2.1(2)に示すパラメータについて、測定値と計算値の誤差が、許認可コード（または従来コード）の測定値と計算値の誤差と同等以内であることを確認していること。

3.3 BWR3.3.1 計算モデルの確認
以下のパラメータについて、計算値を個別効果試験若しくは実機における測定値又は不確かさが小さいと実証されている解析コードによる計算値と比較し、計算モデルが当該パラメータを適切に模擬していることを確認していること。
(1) 個別効果試験
a 臨界試験(燃料棒出力、中性子増倍率、反応度、実効遅発中性子割合)
・ 反応度停止余裕・ 最大線出力密度・ 最小限界出力比
・ 燃料の出力履歴
・ 減速材ボイド係数
・ スクラム反応度・ 制御棒の最大反応度価値・ ホウ酸水注入時の中性子実効増倍率
b ペレット燃焼度照射後試験
・ 燃料集合体最高燃焼度
5- 285 -

正

前

改正理由

改

正

後

改

・ 燃料の出力履歴
c 限界出力試験
・ 最小限界出力比
・ 燃料の出力履歴
d 熱流動ループによる核熱水力安定性試験
・ 核熱水力安定性
・ 燃料の出力履歴(2) 実機データ
a ガンマスキャン
・ 最大線出力密度・ 最小限界出力比
・ 燃料集合体最高燃焼度
・ 燃料の出力履歴
b TIP データ
・ 最大線出力密度・ 最小限界出力比
・ 燃料集合体最高燃焼度
・ 燃料の出力履歴
c 冷温臨界試験
・ 反応度停止余裕
d 制御棒価値測定試験
・ 制御棒の最大反応度価値
e 核熱水力安定性試験
・ 核熱水力安定性
f 過渡試験
・ 減速材ボイド係数
・ スクラム反応度(3) 不確かさが小さいと実証されている解析コードとの比較
・ 反応度停止余裕・ 最大線出力密度・ 最小限界出力比
・ 燃料の出力履歴
・ 減速材ボイド係数
・ スクラム反応度
3.3.2 不確かさの確認
3.3.1 に示すパラメータについて、測定値と計算値の誤差が、許容できる不確かさの範囲内であることを確認していること。
6- 286 -

正

前

改正理由

改

正

後

改

正

前

改正理由

3.3.3 許認可コード（または従来コード）との比較
3.3.1 に示すパラメータについて、測定値と計算値の誤差が、許認可コード（または従来コード）の測定値と計算値の誤差と同等以内であることを確認していること。

〇改正履歴

〇改正履歴

改正

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改正日

０

2020/04/01

施行○運用の明確化

１

改正

2021/07/21表紙修正

備考

施行○運用の明確化①保安規定改正に伴う確認項目の追加（5.検2021/04/21

改正の概要

１

査手引）

①保安規定改正に伴う確認項目の追加（5.検2021/04/21○記載の適正化

2021/07/21表紙修正

査手引）○記載の適正化

２

改正に伴う修正

表１ 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
保安のための措置に係る規則条項

保安規定記載事項に係る規則条項

原子力施設
の種別

規則名

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 87 条

第 92 条第１項第８号

実用発電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 82 条

第 87 条第１項第８号

研究開発段階発
電用原子炉施設

原子力施設
の種別

規則名

実用発電用原子炉施設
研究開発段階発
電用原子炉施設保安のための措置に係る規則条項

保安規定記載事項に係る規則条項

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 87 条

第 92 条第１項第８号

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

第 82 条

第 87 条第１項第８号

表２ 検査要件まとめ表

表２ 検査要件まとめ表

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

本検査はユニットを対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉
ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

取替炉心の安全性

燃料取替毎

１

45

チーム

01

取替炉心の安全性

燃料取替毎

１

45

チーム

02

02

研開炉

研開炉

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]検査体制

01

取替炉心の安全性

燃料取替毎

１

45

チーム

01

取替炉心の安全性

燃料取替毎

１

45

チーム

7

- 287 -

工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（新旧対照表）1- 295 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物

工場又は事業所の外において運搬される核燃料輸送物に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド

に関する原子力規制委員会の確認等に係る運用ガイド（GL0003_r2）（GL0003_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

1 目的

1

本ガイドは、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。以下

「法」という。
）第 59 条第２項の規定に基づく、原子力事業者等（法第 57 条の８に規定する原子力事業「法」という。
）第 59 条第２項の規定に基づく、原子力事業者等（法第 57 条の８に規定する原子力事業者等。原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下同じ。）が核燃料物質又は核燃料物質によっ者等。原子力事業者等から運搬を委託された者を含む。以下同じ。）が核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物を工場又は事業所の外において運搬する場合※１に、運搬する物に関しての同条第１項のて汚染された物を工場又は事業所の外において運搬する場合※１に、運搬する物に関しての同条第１項の規定による保安のために必要な措置についての原子力規制委員会による確認（以下「運搬に関する確認」

規定による保安のために必要な措置についての原子力規制委員会による確認（以下「運搬に関する確認」という。
）に係る運用を定めたものである。

という。）に係る運用を定めたものである。
なお、運搬に関する確認に当たっては、原子力規制検査等実施要領「4．法定確認行為等と原子力規制

検査の関係」に示すとおり、原子力規制検査の結果を活用の上実施することとする。
※１

改正に伴う変更目的

本ガイドは、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。以下

なお、運搬に関する確認に当たっては、原子力規制検査等実施要領「4．法定確認行為等と原子力規制

改正理由

検査の関係」に示すとおり、原子力規制検査の結果を活用の上実施することとする。

原子力規制委員会による確認は、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物による災害※１

原子力規制委員会による確認は、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物による災害の防止のため特に必要がある場合に限り実施する。詳細は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉のの防止のため特に必要がある場合に限り実施する。詳細は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉規制に関する法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「政令」という。）第 48 条及び核燃料の規制に関する法律施行令（昭和 32 年政令第 324 号。以下「政令」という。）第 48 条及び核燃 記載の適正化（誤物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則（昭和 53 年総理府令第 57 号。以下「規料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則（昭和 53 年総理府令第 57 号。以下「規 記）則」という。）第 18 条により、B 型輸送物、六ふっ化ウラン輸送物、核分裂性輸送物としている。

則」という。）第 18 条により、B 型輸送物、六ふっ化ウラン輸送物、核分裂性輸送物としている。

2 運搬に関する確認
2.1 運搬に関する確認の申請(1) 運搬に関する確認の申請時期
運搬に関する確認の申請は、原子力事業者等により運搬する物等に関するデータ等の確認が行わ

2

運搬に関する確認
2.1 運搬に関する確認の申請(1) 運搬に関する確認の申請時期
運搬に関する確認の申請は、原子力事業者等により運搬する物等に関するデータ等の確認が行われた後、申請が行われることとなる。

れた後、申請が行われることとなる。

ａ．申請された後に行う運搬に関する確認の事務手続き等を踏まえて、運搬の開始される予定日の１

ａ．申請された後に行う運搬に関する確認の事務手続き等を踏まえて、運搬の開始される予定日の１ヵ月前までを目安として申請がなされることが望ましい。
b．規則第 19 条第１項第６号に掲げる書類（核燃料輸送物の発送前の点検に関する説明書）には、点検の記録を含むものとし、確認申請の後に提出することができるものとする。
（2）車両運搬確認申請書及び添付書類の記載内容
担当部署は、運搬に関する確認の申請があった場合は、規則第 19 条に規定の申請書及び添付書類に不備及び過不足がないことを確認する。※２
確認申請書の後に、規則第 19 条第１項第６号に掲げる点検の記録の提出がなされる場合は、点検実施後速やかに提出されるよう促す。

ヵ月前までを目安として申請がなされることが望ましい。
b．規則第 19 条第１項第６号に掲げる書類（核燃料輸送物の発送前の点検に関する説明書）には、点検の記録を含むものとし、確認申請の後に提出することができるものとする。
（2）車両運搬確認申請書及び添付書類の記載内容
担当部署は、運搬に関する確認の申請があった場合は、規則第 19 条に規定の申請書及び添付書類に不備及び過不足がないことを確認する。※２
確認申請書の後に、規則第 19 条第１項第６号に掲げる点検の記録の提出がなされる場合は、点検実施後速やかに提出されるよう促す。
2- 296 -

※２

核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に係る核燃料輸送物設計承認及び容器承※２

核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に係る核燃料輸送物設計承認及び容器承認等に関する申請手続ガイド（令和２年２月 26 日 原規規発第 2002264 号 原子力規制委員

認等に関する申請手続ガイド（令和２年２月 26 日 原規規発第 2002264 号 原子力規制委員

会決定）

会決定）

(3) 申請書に係る手数料納付(3) 申請書に係る手数料納付

申請書の提出を受けた際に、政令第 65 条に規定する手数料に係る納入告知書の発行手続を行い、必要な手数料が納付されていることを確認する。

2.2 運搬に関する確認の実施

申請書の提出を受けた際に、政令第 65 条に規定する手数料に係る納入告知書の発行手続を行い、必要な手数料が納付されていることを確認する。

2.2 運搬に関する確認の実施

確認に当たって、原子力検査官は、原子力規制検査により事業者の保安のために必要な措置等に係る確認に当たって、原子力検査官は、原子力規制検査により事業者の保安のために必要な措置等に係る活動状況を監視することで、対象となる運搬が法第 59 条第１項等の規定を満たしていることを確認す

活動状況を監視することで、対象となる運搬が法第 59 条第１項等の規定を満たしていることを確認する。

る。

(1) 検査項目の抽出(1) 検査項目の抽出

担当部署は、確認対象となる事項を特定し、関連する事業者の活動に対する原子力規制検査の検査項目（以下「検査項目」という。
）について、以下を参考に抽出する。

担当部署は、確認対象となる事項を特定し、関連する事業者の活動に対する原子力規制検査の検査項目（以下「検査項目」という。）について、以下を参考に抽出する。

（BO0060 燃料体管理（運搬・貯蔵） 基本検査運用ガイド）（BO0060 燃料体管理（運搬・貯蔵） 基本検査運用ガイド）（BR0070 放射性固体廃棄物等の管理 基本検査運用ガイド）（BR0070 放射性固体廃棄物等の管理 基本検査運用ガイド）(2) 運搬に関する確認の方法
抽出した検査項目について、申請以前の原子力事業者等の活動の実施状況についての原子力規制(2) 運搬に関する確認の方法
抽出した検査項目について、申請以前の申請者の活動の実施状況についての原子力規制検査によ 記載の適正化（誤検査による確認結果（品質管理の方法及びその実施に係る組織の整備状況並びにそれらの記録を含る確認結果を含め、原子力規制検査で確認すべき事項を必要に応じて特定し、当該検査項目の検査を 記）

む。
）を含め、原子力規制検査で確認すべき事項を必要に応じて特定し、当該検査項目の検査を担当

担当する職員に伝達し、以後、相互に情報共有を図るものとする。

する職員に伝達し、以後、相互に情報共有を図るものとする。
担当部署においては、一連の確認の実施により、当該検査項目で検査指摘事項がないこと又は検査
指摘事項の内容が当該申請等に係る確認対象となる事項に影響を及ぼすものとなっていないことを確認することとし、必要に応じて事業者の活動状況、記録等を確認するものとする。

担当部署においては、一連の確認の実施により、当該検査項目で検査指摘事項がないこと又は検査
指摘事項の内容が当該申請等に係る確認対象となる事項に影響を及ぼすものとなっていないことを確認することとし、必要に応じて事業者の活動状況、記録等を確認するものとする。
また、受理した申請書の記載事項について確認するものとする。

また、受理した申請書の記載事項について確認するものとする。
2.3 運搬に関する確認の終了
2.3 運搬に関する確認の終了(1) 運搬に関する確認の終了の確認
原子力規制委員会は、運搬に関する確認の終了に当たり、原子力規制検査の結果を取りまとめ、規則第３条から第 17 条の２までに定める技術上の基準（特定核燃料物質の防護のための措置に係るも(1) 運搬に関する確認の終了の確認
原子力規制委員会は、運搬に関する確認の終了に当たり、原子力規制検査の結果を取りまとめ、規則第３条から第 17 条の２までに定める技術上の基準（特定核燃料物質の防護のための措置に係るものを除く。
）に適合していることを確認する。

のを除く。
）に適合していることを確認する。
(2) 運搬確認証の交付(2) 運搬確認証の交付
原子力規制委員会は、規則第 20 条の規定に基づき、添付－１に示す様式による運搬確認証を申請者に交付するものとする。なお、記載事項等については、以下の点について注意する。

原子力規制委員会は、規則第 20 条の規定に基づき、添付－１に示す様式による運搬確認証を申請者に交付するものとする。なお、記載事項等については、以下の点について注意する。
a.運搬確認証の有効期間については、原則として運搬予定時期に、陸上輸送にあっては 10 日間、a.運搬確認証の有効期間については、原則として運搬予定時期に、陸上輸送にあっては 10 日間、国内海上輸送を含む輸送にあっては 20 日間、国外の海上輸送を含む輸送にあっては 30 日間を国内海上輸送を含む輸送にあっては 20 日間、国外の海上輸送を含む輸送にあっては 30 日間を加えるものとする。
3- 297 -

加えるものとする。
b.現地確認を行う場合は、当該確認の実施前に必要な事務手続きを行うことにより、現地において
b.現地確認を行う場合は、当該確認の実施前に必要な事務手続きを行うことにより、現地において運搬確認証を交付することができるものとする。

運搬確認証を交付することができるものとする。
2.4 情報管理2.4 情報管理

政令第 47 条による防護対象特定核燃料物質の輸送に係る情報の管理は、規則第 16 条により定められるも政令第 47 条による防護対象特定核燃料物質の輸送に係る情報の管理は、規則第 16 条により定められるもののほか、以下のとおり適切に取り扱う。

ののほか、以下のとおり適切に取り扱う。
a. 核燃料物質の輸送の発着日時は、輸送終了時まで核物質防護秘密として取り扱う。

a. 核燃料物質の輸送の発着日時は、輸送終了時まで核物質防護秘密として取り扱う。
b. 関係者間において取決がある場合は、それに従うものとする。
b. 関係者間において取決がある場合は、それに従うものとする。

添付－１ 運搬確認証の例
添付－１ 運搬確認証の例

運搬確認証
運搬確認証
番

号

年

月 日

番

号

年

月 日

事業者 宛て
事業者 宛て
原子力規制委員会
原子力規制委員会○年○月○日付け○○をもって確認の申請のあった車両運搬については、核原料物質、核燃料物質及び○年○月○日付け○○をもって確認の申請のあった車両運搬については、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５９条第２項及び核燃料物質等の工場又は事

原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号）第５９条第２項及び核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則（昭和５３年総理府令第５７号）第１９条第１項の規定に基づき、当業所の外における運搬に関する規則（昭和５３年総理府令第５７号）第１９条第１項の規定に基づき、当該運搬に関する措置（運搬する物についての措置に限る。）が同規則に定める技術上の基準に適合してい該運搬に関する措置（運搬する物についての措置に限る。）が同規則に定める技術上の基準に適合していることを確認したので、同規則第２０条の規定に基づき、運搬確認証を交付します。

ることを確認したので、同規則第２０条の規定に基づき、運搬確認証を交付します。
記
記
１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名

名 称 ：

名 称 ：

住 所 ：

住 所 ：

代表者 ：

代表者 ：
２．運搬しようとする核燃料物質等の種類、性状及び量
２．運搬しようとする核燃料物質等の種類、性状及び量
３．核燃料輸送物の種類
３．核燃料輸送物の種類
４．核燃料輸送物の総重量：
4- 298 -

ｋｇ以下／輸送物

４．核燃料輸送物の総重量：ｋｇ以下／輸送物
５．収納する核燃料物質等

５．収納する核燃料物質等(1)重 量(1)重 量：：(2)放射能の量：(2)放射能の量：
６．使用する輸送容器
６．使用する輸送容器(1）名称及び個数(1）名称及び個数

：

型

：

型

個

個
(2)核燃料輸送物設計承認に関する事項(2)核燃料輸送物設計承認に関する事項

・設計承認番号 ：・設計承認番号 ：・設計承認書の承認番号（承認年月日） ：・設計承認書の承認番号（承認年月日） ：・有効期間 ：

・有効期間 ：

年

月

日～

年

月

年

月

日～

年

月

日

日
（3）容器承認書に関する事項（3）容器承認書に関する事項

・容器承認書の承認番号（承認年月日） ：・容器承認書の承認番号（承認年月日） ：・承認容器として使用する期間 ：年

・承認容器として使用する期間 ：
月

日～

年

月

日

年

月

日～

日～

年

年

月

日

・承認容器登録番号 ：・承認容器登録番号 ：（4）外形寸法（4）外形寸法

長 さ ： 約ｍ

長 さ ： 約

ｍ

幅

： 約

ｍ

幅

： 約

ｍ

高 さ ： 約ｍ

高 さ ： 約ｍ（5）重 量 ：（5）重 量 ：

ｋｇ以下

ｋｇ以下
７．核分裂性輸送物にあっては輸送制限個数 ：７．核分裂性輸送物にあっては輸送制限個数 ：８．積載方法又は混載の別（注１） ：８．積載方法又は混載の別（注１）：９．運搬確認証の有効期間

９．運搬確認証の有効期間

：

年

月

日～

年

月

：

年

月

月

日

日
10.その他特記事項（注２）10.その他特記事項（注２）（注 1）

簡易運搬にあっては、使用する運搬機器の種類及び運搬機器の積付け方法（注 1）

簡易運搬にあっては、使用する運搬機器の種類及び運搬機器の積付け方法（注２）

核燃料輸送物設計承認書及び容器承認書との内容の関連づけのため項目等を追加する場合がある。

（注２）

核燃料輸送物設計承認書及び容器承認書との内容の関連づけのため項目等を追加する場合がある。
参考１ 発送前検査の例

参考１ 発送前検査の例
検査項目
検査項目

検査対象

注１

検査方法

検査対象注１

判定基準
5- 299 -

検査方法

判定基準

外観検査注 3
気密漏えい検査

BM,BU
AF,IF
BM,BU

圧力測定検査BM,BU

線量当量率検査注 3 注 BM,BU
4AF,IF

未臨界検査注 2 注 3
温度測定検査吊上検査注 3

重量検査注 3
収納物検査注 3 注 4

表面密度検査注 3 注 4

BM,BU
AF,IF
BM,BU

BM,BU
AF,IF

BM,BU
AF,IF
BM,BU
AF,IF

BM,BU
AF,IF

核 燃 料 物 質 等 の 運 BM,BU
搬 に 係 る 品 質 管 理 AF,IFの方法及びその実施に係る組織（以下「品質管理の方法等」という。
）

核燃料輸送物の外観を目視 き裂、異常な傷、変形等がないこと。
で検査する。
ヘリウムリークテスト、加圧 漏えい率が申請書に記載された値
漏えい試験又は真空試験等 を超えないこと。
により漏えい率を測定する。
圧力計等により輸送容器内 圧力値が申請書に記載された値を部の圧力を検査する。
超えないこと。
核燃料輸送物の表面及び表 ガンマ線量当量率及び中性子線量面から１ｍの距離における 当量率の合計が、ガンマ線量当量率及び中性 表面：2mSv/h
子線量当量率をサーベイメ 表面から１ｍの距離：100μSv/hータ等で測定する。
を超えないこと。
臨界防止に関する部材の外 き裂、異常な傷、変形等がないこと。
観を目視で検査する。
温度計により核燃料輸送物 輸送中に人が容易に近づくことがの表面温度を測定し、周囲温 できる表面の温度が日陰において度 38℃での値に補正する。 50℃を超えないこと(専用積載で運
表面温度＝（測定温度－周囲 搬する場合は、85℃。)。
温度）＋38℃
核燃料輸送物を吊り上げた 吊上部（トラニオン等）にき裂、異後の状態において、吊上部 常な傷、変形等がないこと。
（トラニオン等）の外観を目視で検査する。
核燃料輸送物の総重量を実 申請書に記載された重量を超えな測又は計算により求める。 いこと。
・収納物の仕様、数量、収納 ・収納物の仕様、数量、収納配置等
配置等を検査する。
が申請書に記載された条件どおり
・収納物外観を検査する。 であること。
・収納物の外観にき裂、異常な傷、変形等がないこと。
スミヤ法等により核燃料輸 α 線 を 放 出 す る 放 射 性 物 質 ：送物の表面における放射性 0.4Bq/cm2
物質の密度を測定する。
α 線を放出しない放射性物質：
4.0Bq/cm2を超えないこと。
運搬に関する措置について、品質管理の方法等を整備し、及び記録を保存するとともに、運搬前 にこれらの措置の実施状況を確認していること。

外観検査注 3

BM,BU
AF,IF
気 密 漏 え い BM,BU
検査
圧 力 測 定 検 BM,BU
査線 量 当 量 率 BM,BU
検査注 3 注 4
AF,IF

未 臨 界 検 査 BM,BU
注2注3
AF,IF
温 度 測 定 検 BM,BU
査

吊上検査注 3

BM,BU
AF,IF

重量検査注 3

BM,BU
AF,IF
収 納 物 検 査 BM,BU
注3注4
AF,IF

表 面 密 度 検 BM,BU
査注 3 注 4
AF,IF

核燃料輸送物の外観を目視で検 き裂、異常な傷、変形等が
査する。
ないこと。
ヘリウムリークテスト、加圧漏え 漏えい率が申請書に記載
い試験又は真空試験等により漏 された値を超えないこと。
えい率を測定する。
圧力計等により輸送容器内部の 圧力値が申請書に記載さ圧力を検査する。
れた値を超えないこと。
核燃料輸送物の表面及び表面か ガンマ線量当量率及び中ら１ｍの距離におけるガンマ線 性子線量当量率の合計が、量当量率及び中性子線量当量率 表面：2mSv/hをサーベイメータ等で測定する。 表 面 か ら １ ｍ の 距 離 ：100μSv/hを超えないこと。
臨界防止に関する部材の外観を き裂、異常な傷、変形等が目視で検査する。
ないこと。
温度計により核燃料輸送物の表 輸送中に人が容易に近づ
面温度を測定し、周囲温度 38℃で くことができる表面の温の値に補正する。
度が日陰において 50℃を
表面温度＝（測定温度－周囲温 超えないこと(専用積載で度）＋38℃
運搬する場合は、85℃。)。
核燃料輸送物を吊り上げた後の 吊上部（トラニオン等）に状態において、吊上部（トラニオ き裂、異常な傷、変形等がン等）の外観を目視で検査する。 ないこと。
核燃料輸送物の総重量を実測又 申請書に記載された重量は計算により求める。
を超えないこと。
・収納物の仕様、数量、収納配置 ・収納物の仕様、数量、収等を検査する。
納配置等が申請書に記載
・収納物外観を検査する。
された条件どおりであること。
・収納物の外観にき裂、異常な傷、変形等がないこと。
スミヤ法等により核燃料輸送物 α 線を放出する放射性物の表面における放射性物質の密 質：0.4Bq/cm2
度を測定する。
α 線を放出しない放射性物質：4.0Bq/cm2を超えないこと。

（新設）

運用の明確化
・確認項目、対象
及び判定基準の明確化

注１：BM：BM 型輸送物（BM 型核分裂性輸送物を含む。）に係る輸送容器
注１：BM：BM 型輸送物（BM 型核分裂性輸送物を含む。）に係る輸送容器
BU：BU 型輸送物（BU 型核分裂性輸送物を含む。）に係る輸送容器
BU：BU 型輸送物（BU 型核分裂性輸送物を含む。）に係る輸送容器
AF：A 型核分裂性輸送物に係る輸送容器
AF：A 型核分裂性輸送物に係る輸送容器
IF：IP 型核分裂性輸送物に係る輸送容器
IF：IP 型核分裂性輸送物に係る輸送容器
注２：未臨界検査は、核分裂性輸送物のみを対象とする。
注２：未臨界検査は、核分裂性輸送物のみを対象とする。
注３：各検査項目は検査対象の輸送容器について実施すること（収納物等によって検査対象にならない場合
注３：各検査項目は検査対象の輸送容器について実施すること（収納物等によって検査対象にならない場合がある）。なお、六ふっ化ウラン輸送物に係る容器については、AF 及び IF の検査項目に準じた検査がある）。なお、六ふっ化ウラン輸送物に係る容器については、AF 及び IF の検査項目に準じた検査
項目について検査を実施すること。
項目について検査を実施すること。
注４：表面温度検査、線量当量率検査、収納物検査及び表面密度検査は現地で確認する。
注４：表面温度検査、線量当量率検査、収納物検査及び表面密度検査は現地で確認する。
備考１：輸送及び貯蔵に用いる場合であって、最初の輸送物作成作業の後、核燃料物質等の数量、バスケ
6- 300 -

備考１：輸送及び貯蔵に用いる場合であって、最初の輸送物作成作業の後、核燃料物質等の数量、バスケ
ットの収納位置等に変更がないことが明らかであり、かつ、当該作成作業実施後において、貯蔵中に必要な監視及び保守点検が確実に実施されている場合については、その他の方法で代替できるものとする。この場合、代替の検査方法、妥当性、理由等を明記のうえ申請すること。
備考２：輸送物の設計において経年変化を考慮する必要がある場合は、その設計が維持されていることを確認すること（表の検査項目に加えて確認すること。
）。

ットの収納位置等に変更がないことが明らかであり、かつ、当該作成作業実施後において、貯蔵中に必要な監視及び保守点検が確実に実施されている場合については、その他の方法で代替できるものとする。この場合、代替の検査方法、妥当性、理由等を明記のうえ申請すること。
備考２：輸送物の設計において経年変化を考慮する必要がある場合は、その設計が維持されていることを確認すること（表の検査項目に加えて確認すること。）。
〇改正履歴

〇改正履歴
改正

改正日

改正の概要

０

2020/04/01

施行

１

2021/04/21○運用の明確化

備考

改正

改正日

０

2020/04/01

施行

１

2021/04/21○運用の明確化
関する確認）

関する確認）②運搬規則の改正に伴う変更（添付－１②運搬規則の改正に伴う変更（添付－１

運搬確認証の例）

運搬確認証の例）
２

備考①確認対象及び手続を明確化（2.運搬に①確認対象及び手続を明確化（2.運搬に○記載の適正化

改正の概要○記載の適正化（新設）〇運用の明確化〇記載の適正7- 301 -

改正に伴う変更

安全実績指標に関するガイド（新旧対照表）1- 302 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

安全実績指標に関するガイド

安全実績指標に関するガイド（GI0006_r2）（GI0006_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 目的 ....................................................................... 3

1 目的 ....................................................................... 3

2 適用範囲 ................................................................... 3

2 適用範囲 ................................................................... 33 定義 ....................................................................... 33 定義 ....................................................................... 34 安全実績指標の設定 ......................................................... 44 安全実績指標の設定 ......................................................... 45 安全実績指標の受理及び手続 ................................................. 55 安全実績指標の受理及び手続 ................................................. 5

6 安全実績指標の検証 ......................................................... 5

6 安全実績指標の検証 ......................................................... 57 安全実績指標の変更 ......................................................... 6

7 安全実績指標の変更 ......................................................... 6

別紙１ 安全実績指標 ......................................................... 7

別紙１ 安全実績指標 ......................................................... 7

1 目的

1 目的

本ガイドは、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。以下「規則」とい

本ガイドは、原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。以下「規則」という。
）第５条及び原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に基づき、各監視領域に関連す う。）第５条及び原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1）に基づき、各監視領域に関連する活動目的の達成状況を確認する安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）の設定 る活動目的の達成状況を確認する安全活動に係る実績を示す指標（以下「安全実績指標」という。
）の設定
及び運用について定めたものである。

及び運用について定めたものである。

2 適用範囲2 適用範囲本ガイドは、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。以下「法」

本ガイドは、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。以下「法」という。
）第 57 条の８において規定される原子力事業者等※1 及び核原料物質を使用する者※2（以下「事業 という。）第 57 条の８において規定される原子力事業者等※1 及び核原料物質を使用する者※2（以下「事業者」と総称する。
）に適用される。安全実績指標は、原子力規制検査等実施要領に基づき事業者から報告を 者」と総称する。
）に適用される。安全実績指標は、原子力規制検査等実施要領に基づき事業者から報告を
受理する。

受理する。

※１ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、※１ 製錬事業者、加工事業者、試験研究用等原子炉設置者、外国原子力船運航者、発電用原子炉設置者、

使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、

使用済燃料貯蔵事業者、再処理事業者、廃棄事業者及び使用者（旧製錬事業者等、旧加工事業者等、

旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事

旧試験研究用等原子炉設置者等、旧発電用原子炉設置者等、旧使用済燃料貯蔵事業者等、旧再処理事

業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）なお、使用者（旧使用者等を含む。
）にあっては、業者等、旧廃棄事業者等及び旧使用者等を含む。
）なお、使用者（旧使用者等を含む。
）にあっては、

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。以下「令」

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。以下「令」
2- 303 -

改正理由

改正に伴う修正という。
）第 41 条各号に掲げる核燃料物質及び防護対象特定核燃料物質を使用する場合に限る。

という。）第 41 条各号に掲げる核燃料物質及び防護対象特定核燃料物質を使用する場合に限る。

※２ 製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く核原料※２ 製錬事業者が製錬の事業の用に供する場合や令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く核原料物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第 61 条

物質を使用する者であり、具体的には法第 57 条の７第１項の規定による届出をした者及び法第 61 条の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）の３第１項の許可を受けて核原料物質を使用する者（令第 44 条で定める限度を超えない場合を除く。
）

が該当する。

が該当する。

3 定義

3 定義

3.1 長期停止

3.1 長期停止

安全実績指標の目的から鑑み、原子力施設が６月以上未臨界状態又は使用停止状態にある場合は長期停安全実績指標の目的から鑑み、原子力施設が６月以上未臨界状態又は使用停止状態にある場合は長期停止とみなす。

止とみなす。

3.2 安全実績指標

3.2 安全実績指標

安全実績指標は、安全に係る監視領域における事業者の安全実績に関する客観的なデータである。

安全実績指標は、安全に係る監視領域における事業者の安全実績に関する客観的なデータである。

4 安全実績指標の設定

4 安全実績指標の設定

4.1 安全実績指標設定の考え方

4.1 安全実績指標設定の考え方

安全実績指標の目的は、事業者の安全確保の水準を高めていくために、原子力施設の安全実績を的確に

安全実績指標の目的は、事業者の安全確保の水準を高めていくために、原子力施設の安全実績を的確に示す客観的かつ測定可能な指標を事業者が提示し、これにより原子力規制庁が事業者の活動が適正に行示す客観的かつ測定可能な指標を事業者が提示し、これにより原子力規制庁が事業者の活動が適正に行われたかどうかを把握し、指標の値に基づいて安全実績に関する活動の劣化の有無等を評価した上で活われたかどうかを把握し、指標の値に基づいて安全実績に関する活動の劣化の有無等を評価した上で活用することにある。

用することにある。

安全実績指標による事業者活動結果の評価としては、監視領域ごとに活動状況を代表する指標を選定、安全実績指標による事業者活動結果の評価としては、監視領域ごとに活動状況を代表する指標を選定、その実績を一定期間集約し、指標の性質や実績を考慮して設定した４段階に分類した値に照らして劣化

その実績を一定期間集約し、指標の性質や実績を考慮して設定した４段階に分類した値に照らして劣化の有無を評価する。安全実績指標の評価のための指標の選定に当たっては、原子力施設が達成すべき目標の有無を評価する。安全実績指標の評価のための指標の選定に当たっては、原子力施設が達成すべき目標

として、諸外国の事例等も調査の上で、運転段階の原子力規制検査の基本的な枠組みである監視領域に対として、諸外国の事例等も調査の上で、運転段階の原子力規制検査の基本的な枠組みである監視領域に対し、次に示す観点から選定した。

し、次に示す観点から選定した。

(1)原子力安全の確保・維持の観点から指標は、原子力施設安全、放射線安全及び特定核燃料物質の防護※3(1)原子力安全の確保・維持の観点から指標は、原子力施設安全、放射線安全及び特定核燃料物質の防護（以下「核物質防護」という。
）に係る監視領域を対象とする 。

（以下「核物質防護」という。
）に係る監視領域を対象とする※3。

※３※３

原子力施設安全の監視領域に関する指標は発電用原子炉設置者のみ、核物質防護に関する指標は防護対象特定核燃料物質の取扱いに係る事業者のみに適用する。

原子力施設安全の監視領域に関する指標は発電用原子炉設置者のみ、核物質防護に関する指標は防護対象特定核燃料物質の取扱いに係る事業者のみに適用する。

(2)測定可能なデータが存在し、安全実績の評価を可能とする基準が存在すること。

(2)測定可能なデータが存在し、安全実績の評価を可能とする基準が存在すること。

(3)データは、適時に得られること。

(3)データは、適時に得られること。

(4)指標は、各々独立であること。

(4)指標は、各々独立であること。

(5)指標は、事業者の安全確保に関する活動状況の劣化兆候が把握できること。

(5)指標は、事業者の安全確保に関する活動状況の劣化兆候が把握できること。

(6)指標は、事業者間の比較が可能なこと。また、可能な限り海外の指標とも比較が可能なこと。

(6)指標は、事業者間の比較が可能なこと。また、可能な限り海外の指標とも比較が可能なこと。
3- 304 -

4.2 安全実績指標の設定
4.1 項の考え方に基づき、米国原子力規制委員会の安全実績指標を参考に、原子力規制検査等実施要領
において監視領域ごとに具体的な指標を選定した。

4.2 安全実績指標の設定
4.1 項の考え方に基づき、米国原子力規制委員会の安全実績指標を参考に、原子力規制検査等実施要領
において監視領域ごとに具体的な指標を選定した。

なお、別紙１に安全実績指標及び追加検査の要否を判断するための４段階の値※4 をまとめて示す。

なお、別紙１に安全実績指標及び追加検査の要否を判断するための４段階の値※4 をまとめて示す。

※４ 核燃料施設等においては、実用発電用原子炉における４分類のうち、「赤」、「黄」及び「白」を「追※４ 核燃料施設等においては、実用発電用原子炉における４分類のうち、「赤」、「黄」及び「白」を「指加対応あり」、「緑」を「追加対応なし」に読み替える。以下同じ。

摘事項（追加対応あり）」、「緑」を「指摘事項（追加対応なし）」に読み替える。以下同じ。

記載の適正化
・核燃料施設等の検査指摘事項の重要度及び安全実績

5 安全実績指標の受理及び手続

5 安全実績指標の受理及び手続

5.1 安全実績指標の受理

5.1 安全実績指標の受理事業者から原子力規制庁に対する安全実績指標の報告は、規則の規定に基づき、四半期ごと又は年度ごとに行われる。
具体的には、事業者において、原子力エネルギー協議会（ATENA）が作成した「ATENA 19-R 01 原子力規事業者から原子力規制庁に対する安全実績指標の報告は、規則の規定に基づき、四半期ごと又は年度ごとに行われる。
具体的には、事業者において、原子力エネルギー協議会（ATENA）が作成した「ATENA 19-R 01 原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン」、または、日本原子力研究開発機構が 制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン」、または、日本原子力研究開発機構が作成した「原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）について」等に従い、安全実績指標データ 作成した「原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）について」等に従い、安全実績指標データの収集、計算及び提出が行われる。

の収集、計算及び提出が行われる。

5.2 安全実績指標の公開（原子力規制委員会ホームページへの掲載）

5.2 安全実績指標の公開（原子力規制委員会ホームページへの掲載）

原子力規制庁は安全実績指標を受理したあと、安全実績指標を評価し、矛盾点及び不整合等の有無を確認

原子力規制庁は安全実績指標を受理したあと、安全実績指標を評価し、矛盾点及び不整合等の有無を確認し、必要な修正等が完了すれば、原子力規制委員会ホームページに安全実績指標の結果等を掲載し、公開す し、必要な修正等が完了すれば、原子力規制委員会ホームページに安全実績指標の結果等を掲載し、公開する。

る。

6 安全実績指標の検証

6 安全実績指標の検証

事業者から原子力規制庁に報告される安全実績指標データは原子力規制庁が評価及び監視活動を行う根事業者から原子力規制庁に報告される安全実績指標データは原子力規制庁が評価及び監視活動を行う根拠となる情報源であることから、事業者は完全かつ正確に安全実績指標データを報告することが必要であ拠となる情報源であることから、事業者は完全かつ正確に安全実績指標データを報告することが必要である。

る。

一方、報告に対して不備があった場合は規制活動を妨げることとなり、それゆえに規制措置の対象となり一方、報告に対して不備があった場合は規制活動を妨げることとなり、それゆえに規制措置の対象となり得る。事業者の安全実績指標データの収集及び報告に関する活動が適切なガイド等を遵守しているかレビ得る。事業者の安全実績指標データの収集及び報告に関する活動が適切なガイド等を遵守しているかレビ

ューするに当たって、基本検査運用ガイド「BQ0040 安全実績指標の検証」に基づく確認が実施される。原ューするに当たって、基本検査運用ガイド「BQ0040 安全実績指標の検証」に基づく確認が実施される。原

子力規制庁は事業者に対して、安全実績指標に関する事業者のガイドラインを履行するに当たって、合理的 子力規制庁は事業者に対して、安全実績指標に関する事業者のガイドラインを履行するに当たって、合理的で正しい取組みがなされていることを確認する。これには、指標によって示される安全実績に関する問題を で正しい取組みがなされていることを確認する。これには、指標によって示される安全実績に関する問題を把握及び報告するための的確かつ迅速な対応も含まれている。原子力検査官は、合理的で正しい取組みでも 把握及び報告するための的確かつ迅速な対応も含まれている。原子力検査官は、合理的で正しい取組みでもって安全実績指標のガイドラインを履行することに関する事業者の活動の妥当性を判断していくこととすって安全実績指標のガイドラインを履行することに関する事業者の活動の妥当性を判断していくこととす

る。

る。
4

- 305 -

指標の分類名称を変更

7 安全実績指標の変更

7 安全実績指標の変更

安全実績指標については、運用実績の蓄積、データの動向及び得られた知見等を勘案し、その内容、運用

安全実績指標については、運用実績の蓄積、データの動向及び得られた知見等を勘案し、その内容、運用方法を必要に応じて見直すものとする。

方法を必要に応じて見直すものとする。

（別紙１）

（別紙１）
安全実績指標監視領域

安全実績指標①7,000 臨界時
間当たりの計
画外自動・手動スクラム回
数

緑

力
施
設
安

黄

赤

0～

＞

＞

＞

2.0

2.0

6.0

25.0

原
子

白

定義等

・過去４四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの計画外スクラム（自動及び手動）の回数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2
σ）。

発
生
防
止
全

②7,000 臨界時
間当たりの計
画外出力変
化回数

0～
2.0

・過去４ 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの全出力の 5％
＞ 設定な 設定 を超える原子炉
2.0
しなし 出 力 の 計 画 外
変化の回数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

安全実績指標算定方法

必要データ

・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
スクラム発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１）
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外スク
ラム回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
出力変化発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１)
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外出力
変化回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間

○炉ごと
・計画外自
動/手動ス
クラム回数
（注２）

評価時期

監視領
域

安全実績指標①7,000 臨界時
間当たりの計
画外自動・手動スクラム回
数

・原子炉臨
界時間

緑

子
力
施
設
安

黄

赤

0～

＞

＞

＞

2.0

2.0

6.0

25.0

原
・ 四半期
ごと
・ 評価期
間は過去
○炉ごと
・計画外出 ４四半期
力変動回数 （１年）
（5％以上）

白発
生

定義等
・過去４ 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの計画外スクラム（自動及び手動）の回数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。
・白／黄及び黄／赤のしきい値は米国と同じ。

防止
全②7,000 臨界時
間当たりの計
画外出力変
化回数

・原子炉臨
界時間

5

- 306 -

0～
2.0

・過去４ 四半期
間中の原子炉
臨界 7,000 時間（稼働率 80％/
年相当）当たりの全出力の 5％
＞ 設定な 設定 を超える原子炉
2.0
しなし 出 力 の 計 画 外
変化の回数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2
σ）。

算定方法

必要データ

・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
スクラム発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１）
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外スク
ラム回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間・四半期ごとの運転
時間に基づき過去
４四半期の計画外
出力変化発生回数の合計を 7,000 臨界時間に換算する。
【算定式】（注１)
指標値＝（過去４
四半期に
おける計
画外出力
変化回数）
／（過去４
四半期に
おける原
子炉臨界
時間）×
7,000 時間

○炉ごと
・計画外自
動/手動ス
クラム回数
（注２）

評価時期

記載の適正化・本文に米国原子
力規制委員会の安全実績指標を参考にしている旨の記載があるため、定

・原子炉臨
界時間

・ 四半期
ごと
・ 評価期
間は過去
○炉ごと
・計画外出 ４四半期
力変動回数 （１年）
（5％以上）

・原子炉臨
界時間

義等から削除③追加的な運
転操作が必
要な計画外
スクラム回
数

影
響
緩
和

④安全系の使用不能時間割
合
⚫高
圧
Ｂ Ｗ
注
Ｒ
入
系

0～1

0～
3.4
％

・過去４ 四半期
中通常のスクラム時の操作以設定な 設定 外 に 追 加 的 な＞1
運転操作が必しなし 要となった計画
外スクラム回
数。

＞
3.4
％

＞
6.8
％

・過去 12 四半期
間中に発生した
安全系の運転上の制限逸脱設定 時間が過去 12なし 四 半 期 間 中 の原子炉臨界時・追加的な運転操作が必要となるのは
NRC と 同 様 の 定 義（
IMC0308
Attachment 1 ） と す
る。
＜PWR ＞２本以上の
制御棒全挿
入失敗、タ
ービントリ
ップの失敗
等
＜BWR ＞冷態停止の
ための制御
棒挿入の失
敗、最初の
トランジェ
ント時の圧
力制御の失
敗等

○炉ごと
（追加的な
運転操作が
必要となる
計画外スク
ラム回数）

・過去３年間における「原子炉臨界時間の合計」に対す
る「逸脱時間の合計」の比率を四半
期ごとに定期的に
評価する。

○炉ごと
・運転上の ・ 四 半 期
制限逸脱事 ごと象に基づく ・ 評 価 期
各「機能別 間は過去の系」にお 12 四半期
ける逸脱時 （３年）
間

③追加的な運
転操作が必
要な計画外
スクラム回
数

④安全系の使用不能時間割
合
⚫高
圧
Ｂ Ｗ
注
Ｒ
入
系

影
響
緩
和

6

- 307 -

0～1

0～
3.4
％

・過去４ 四半期
中通常のスクラム時の操作以外に追加的な
設定な 設定 運 転 操 作 が 必＞1要となった計画しなし 外 ス ク ラ ム 回
数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は米国と同じ。

・追加的な運転操作が必要となるのは
NRC と 同 様 の 定 義（
IMC0308
Attachment 1 ） と す
る。
＜PWR ＞２本以上の
制御棒全挿
入失敗、タ
ービントリ
ップの失敗
等
＜BWR ＞冷態停止の
ための制御
棒挿入の失
敗、最初の
トランジェ
ント時の圧
力制御の失
敗等

○炉ごと
（追加的な
運転操作が
必要となる
計画外スク
ラム回数）

・過去 12 四半期
間中に発生した
安全系の運転上の制限逸脱設定 時間が過去 12なし 四 半 期 間 中 の原子炉臨界時・過去３年間における「原子炉臨界時間の合計」に対す
る「逸脱時間の合計」の比率を四半
期ごとに定期的に
評価する。

○炉ごと
・運転上の ・ 四 半 期
制限逸脱事 ごと象に基づく ・ 評 価 期
各「機能別 間は過去の系」にお 12 四半期
ける逸脱時 （３年）
間

＞
3.4
％

＞
6.8
％

（高
圧炉
心ス
プレ
イ系
(BWR5)、
高圧
炉心
注水
系
(ABWR
)）
⚫原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
⚫低
圧
注
水
系
（
格
納
容
器
ス
プ
レ
イ
系
）
⚫非
常
用
交
流
電
源
⚫原
子
炉
補
機
冷
却
水
系
・
海
水
系

間に対して占める割合。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は保安規定に定める運転上の制限を満足していない
場合に要求される措置の完了時 間 （ AOT ） に基づく（原子炉
臨界 7,000 時間の想定に対する
10 日 （ 240 時間））。

【算定式】（注３）
指標値＝（過去 12
四半期に
おける系
統ごとの
運転上の
制限逸脱
時間<＊>
の合計）
／（原子
炉臨界時
間 の 合
計）×100<＊>・運転上の制限
逸脱宣言日時と機能復旧日時に基づくものとする。なお、ｻｰﾍﾞｲﾗﾝｽにおいて発見された機能喪失についても、発見した後の運転上の制限逸
脱宣言をした
時刻に基づく。
・同一運転上の制限逸脱で２系統が使用不能となったときには、２系統を 独 立 し て 算 ・原子炉臨
界時間定する。
注）過去 12 四半期における原子炉臨
界時間が 7,000
時間未満である場合、当該評価
期間では評価せず、「算定範囲外」と記載する。

（高
圧炉
心ス
プレ
イ系
(BWR5)、
高圧
炉心
注水
系
(ABWR
)）
⚫原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
⚫低
圧
注
水
系
（
格
納
容
器
ス
プ
レ
イ
系
）
⚫非
常
用
交
流
電
源
⚫原
子
炉
補
機
冷
却
水
系
・
海
水
系

7

- 308 -間に対して占める割合。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は保安規定に定める運転上の制限を満足していない
場合に要求される措置の完了時 間 （ AOT ） に基づく（原子炉
臨界 7,000 時間の想定に対する
10 日 （ 240 時間））。

【算定式】（注３）
指標値＝（過去 12
四半期に
おける系
統ごとの
運転上の
制限逸脱
時間<＊>
の合計）
／（原子
炉臨界時
間 の 合
計）×100<＊>・運転上の制限
逸脱宣言日時と機能復旧日時に基づくものとする。なお、ｻｰﾍﾞｲﾗﾝｽにおいて発見された機能喪失についても、発見した後の運転上の制限逸
脱宣言をした
時刻に基づく。
・同一運転上の制限逸脱で２系統が使用不能となったときには、２系統を 独 立 し て 算 ・原子炉臨
界時間定する。
注）過去 12 四半期における原子炉臨
界時間が 7,000
時間未満である場合、当該評価
期間では評価せず、「算定範囲外」と記載する。

Ｐ Ｗ
Ｒ

⚫高
圧
注
入
系
⚫補
助
給
水
系
⚫低
圧
注
入
系
⚫非
常
用
交
流
電
源
⚫原
子
炉
補
機
冷
却
水
系・
海
水
系

0～
3.4

＞
3.4

＞
6.8

設定

％

％

％

なし

⑤安全系の機

能故障件数
（運転上の
制限逸脱件
数）

3以
下

・過去４ 四半期に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器または系
統の安全機能を妨げた、又は妨げる可能性4 以 設定な 設定 のあった件数。
（運転上の制限上しなし 逸 脱 件 数 を 安
全系の機能故障件数と見なす。）
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

Ｐ Ｗ
Ｒ・異常の影響緩和の機能を有する系統の運転上の制限逸
脱報告件数を安全系の機能故障件数と見なす。
なお、重大事故等対処設備の運転上の制限逸脱に該当する
場合は、指標-⑩を確認する。また、当初運転上の制限逸脱と判断したがその後の調査の結果運転上の制限逸脱でないことが明らかとなり運転上の制限逸脱の取り消しがなされた場合には機能故障件数には
含めない。

・ 四半期
○炉ごと
ごと
・運転上の ・ 評 価 期
制限逸脱発 間は過去
生件数
４四半期
（１年）

⚫高
圧
注
入
系
⚫補
助
給
水
系
⚫低
圧
注
入
系
⚫非
常
用
交
流
電
源
⚫原
子
炉
補
機
冷
却
水
系・
海
水
系

0～
3.4

＞
3.4

＞
6.8

設定

％

％

％

なし

⑤安全系の機

能故障件数

3以

（運転上の
制限逸脱件
数）

下

8

- 309 -

・過去４ 四半期に異常の影響緩和の機能を有する構造物、機器または系
統の安全機能を妨げた、又は妨げる可能性4 以 設定な 設定 のあった件数。
（運転上の制限上しなし 逸 脱 件 数 を 安
全系の機能故障件数と見なす。）
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は、実績値
の統計に基づく（平均値＋2σ）。

・異常の影響緩和の機能を有する系統の運転上の制限逸
脱報告件数を安全系の機能故障件数と見なす。
なお、重大事故等対処設備の運転上の制限逸脱に該当する
場合は、指標-⑩を確認する。また、当初運転上の制限逸脱と判断したがその後の調査の結果運転上の制限逸脱でないことが明らかとなり運転上の制限逸脱の取り消しがなされた場合には機能故障件数には
含めない。

・ 四半期
○炉ごと
ごと
・運転上の ・ 評 価 期
制限逸脱発 間は過去
生件数
４四半期
（１年）

閉

⑥格納容器内
への原子炉
冷却材漏え
い率
（基準値に
対する割
合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

・過去４ 四半期に保安規定に定める格納容設定 器 内 へ の 原 子
炉冷却材漏えなし い率に関する運
転上の制限に対する割合。

じ
込
め
の
維
持

⑦原子炉冷却
材中のよう素131 濃度（基準値に対
する割合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

・過去４ 四半期に保安規定に定める原子炉設定 冷却材中のようなし 素 131 濃度に関する運転上の制限に対する割
合。

重
大
事
故
等
対
処
及
び
大
規
模

⑧重大事故等
及び大規模
損壊発生時
に対応する
要員の訓練
参加割合
（注４）

80.0
％以
上

＜
80.0

＜
60.0

％

％

・過去１ 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原設定 子 炉 施 設 の 保
なし 全 の た め の 活動を行うために配置された要員が参加した割合。

・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定める格納容器内への原
子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
原子炉格納容器内への原子炉冷却材
漏えい率の測定値）<＊>／（保安規定の運転上の制限値）×100<＊>・BWR：総漏えい率（m3/h）。
・PWR：原子炉冷却材圧力バウンダリ以外からの漏えい率（m3/h）
・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定めるに原子炉冷却材
中のよう素 131 濃度に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
放射能測定値）／（保安規定の運
転上の制限値）×100
・過去１年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等及び大規模損壊対応に係る訓練において、
原子炉施設の保全のための活動を行うために配置された要
員数を分母とした
参加人数の割合。
【算定式】
指標値＝（訓練に
おける要
員の参加
数）／（訓
練に参加
が必要な
要員数）×
100

⑥格納容器内
への原子炉
冷却材漏え
い率
（基準値に
対する割
合）

○炉ごと
・漏えい率
測定値
・運転上の
制限
閉

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

じ

・過去４ 四半期に保安規定に定める格納容器内への原子設定 炉 冷 却 材 漏 え
なし い率に関する運
転上の制限に対する割合。
・しきい値は米
国と同じ。

込
め
の
維
持

○炉ごと
・濃度測定
値
・運転上の
制限

⑦原子炉冷却
材中のよう素131 濃度（基準値に対
する割合）

0～
50.0

＞
50.0

％

％

＞
100.
0
％

・過去４ 四半期に保安規定に定める原子炉
冷却材中のよう設定 素 131 濃度に関なし す る 運 転 上 の制限に対する割合。
・しきい値は米
国と同じ。

重
大
事
故
・ 訓練サ
○炉ごと
イクルご
・訓練参加 と
要員数
・ 評価期
・要員数
間は過去
１年以内

⑧重大事故等
及び大規模
損壊発生時
に対応する
要員の訓練
参加割合
（注４）

等
対
処
及
び
大
規
模

9

- 310 -

80.0
％以
上

＜
80.0

＜
60.0

％

％

・過去１ 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、原子炉施設の保
設定 全 の た め の 活動を行うためになし 配置された要員が参加した割合。
・しきい値は米
国の訓練参加に関する指標と同じ。

・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定める格納容器内への原
子炉冷却材漏えい率に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
原子炉格納容器内への原子炉冷却材
漏えい率の測定値）<＊>／（保安規定の運転上の制限値）×100<＊>・BWR：総漏えい率（m3/h）。
・PWR：原子炉冷却材圧力バウンダリ以外からの漏えい率（m3/h）
・ﾊﾞﾘﾔの健全性の観点から指標に選定する。
・保安規定に定めるに原子炉冷却材
中のよう素 131 濃度に関する運転上の制限に対する割合。
【算定式】
指標値＝（月間最大
放射能測定値）／（保安規定の運
転上の制限値）×100
・過去１年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等及び大規模損壊対応に係る訓練において、
原子炉施設の保全のための活動を行うために配置された要
員数を分母とした
参加人数の割合。
【算定式】
指標値＝（訓練に
おける要
員の参加
数）／（訓
練に参加
が必要な
要員数）×
100

○炉ごと
・漏えい率
測定値
・運転上の
制限

○炉ごと
・濃度測定
値
・運転上の
制限

・ 訓練サ
○炉ごと
イクルご
・訓練参加 と
要員数
・ 評価期
・要員数
間は過去
１年以内

損
壊
対
処

⑨重大事故等
対策におけ
る操作の成
立性（注
４）
（想定時間を満足した割合）⑩重大事故等
対処設備の
機能故障件
数（注４）
（運転上の制限逸脱件数）

放
射
線
安
全

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

⑪放射性廃棄
物の過剰放
出件数

100
～
90.0
％

3以
下

1未
満

＜
90.0

＜
70.0

％

％

・過去１ 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓設定 練において、重なし 大 事 故 等 対 策における操作の想定時間を満
足した割合。

・指標-⑤と同様の定義 とし、評価対象を保安規定に定める
4 以 設定な 設定 重 大 事 故 等 対
上しなし 処 設 備 の 運 転上の制限逸脱件数とする。
・しきい値は指標-④と同じ1

2以
上・年度期間中に発生した保安規定に定める管
理目標値を超える放射性廃棄
設定 物 の 過 剰 放 出
なし 件数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は過剰放出の実績がな
いため、１件とした。

・過去１年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重大事故等対策における操作の想定時間が設定されている件数に対する設定時間を満足した件数を評価する。
【算定式】
指標値＝（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間を満足
した件数
の合計）／
（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間が設定
されてい
る件数の
合計）×
100
・指標-⑤と同様の算定方法とし、保安規定に定める重大事故等対処設備の運転上の制限逸
脱件数を当該設備の機能故障件数と
見なす。

○炉ごと
・作業時間
・想定時間
設定件数

・指標-⑤と同様の定義 とし、評価対象を保安規定に定める
4 以 設定な 設定 重 大 事 故 等 対
上しなし 処 設 備 の 運 転上の制限逸脱件数とする。
・しきい値は指標-④と同じ・指標-⑤と同様の算定方法とし、保安規定に定める重大事故等対処設備の運転上の制限逸
脱件数を当該設備の機能故障件数と
見なす。

・ 四半期
指標-⑤と
ごと
同様
・ 評価期
（重大事故
間は過去
等 対 処 設
４四半期
備）
（１年）

・年度期間中に発生した保安規定に定める管
理目標値を超える放射性廃棄
設定 物 の 過 剰 放 出
なし 件数。
・ 緑 ／ 白 の しき
い値は過剰放出の実績がな
いため、１件とした。

・法令に定める放出
濃度又は保安規定に定める管理
目標値を基準と
する。

○炉ごと
又は施設
ごと（注
５）
・事故件数

壊
対
処

⑨重大事故等
対策におけ
る操作の成
立性（注
４）
（想定時間を
満足した割
合）

○炉ごと
・作業時間
・想定時間
設定件数

⑩重大事故等
対処設備の
機能故障件
数（注４）
（運転上の制限逸脱件数）

・ 四半期
指標-⑤と
ごと
同様
・ 評価期
（重大事故
間は過去
等 対 処 設
４四半期
備）
（１年）

放
・法令に定める放出
濃度又は保安規定に定める管理
目標値を基準とする。

・過去１ 年以内の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重設定 大 事 故 等 対 策における操作のなし 想 定 時 間 を 満足した割合。
・しきい値は米
国の訓練パフォーマンスに関する指標と同じ。

・過去１年以内（至近の訓練サイクル）の保安規定に基づく重大事故等対処等の訓練において、重大事故等対策における操作の想定時間が設定されている件数に対する設定時間を満足した件数を評価する。
【算定式】
指標値＝（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間を満足
した件数
の合計）／
（至近の
訓練サイ
クルの各
訓練にお
いて操作
の想定時
間が設定
されてい
る件数の
合計）×
100

損

○炉ごと
又は施設
ごと（注
５）
・事故件数

・年度ご
と

射
線
安
全

公
衆
に
対
す
る
放
射
線
安
全

⑪放射性廃棄
物の過剰放
出件数

10

- 311 -

100
～
90.0
％

3以
下

1未
満

＜
90.0

＜
70.0

％

％

1

2以
上

・年度ご
と

従
業
員
に

⑫被ばく線量が線量限度を
超えた件数

1未
満

1

2以
上

－

対
す

・年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線
量が法令に定める線量限度を超えた件数。
・法令に定める「線量限度」未満の場合はなし
とする。

る
放
射
線
安
全

⑬事故故障等の報告基準の
実効線量(5mSv)を超えた計画外の被ばく発生件数

1未
満

1

2以
上

－

・年度期間中に法令に定める
事故報告基準となる実効線量 (5mSv) を 超えた件数。
・緑／白の基準値は報告の実績がないため、１件とした。

・しきい値は法令（核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める
告示第５条）に定める「線量限度」に基づく。
●実効線量限度（ 50mSv/ 年 ，100mSv/5
年(*1)）を超えた件数●眼の水晶体の等価線量限度（150mSv/年）
を超えた件数●皮膚の等価線量
限度（500mSv/年）
を超えた件数●女子の線量限度（5mSv/3 ヶ月）を超えた件
数●女子の腹部の等価線量限度（2mSv）を超えた件数(*2)●女子の内部被ばく（1mSv）を
超 え た 件 数(*2)(*1) ５ 年 間 は 平
成十三年四月一日以後五年ごとに区分した各期間(*2) 妊 娠 の 事 実を知った後、出産までの期間が対象
・本指標は上記の６つのデータ報告
要素の件数を合算する。
・しきい値は法令（実用炉則第 134条等）に定める原
子炉施設の故障その他の不測の事態が生じた場合の実
効線量（5mSv）の基
準値を超えた件数に基づく。

－

・年度期間中の放射線業務従事者の被ばく線
量が法令に定める線量限度を超えた件数。
・法令に定める「線量限度」未満の場合はなしとする。

・しきい値は法令（核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める
告示第５条）に定める「線量限度」に基づく。
●実効線量限度（ 50mSv/ 年 ，100mSv/5
年(*1)）を超えた件数●眼の水晶体の等価線量限度（150mSv/年）
を超えた件数●皮膚の等価線量
限度（500mSv/年）
を超えた件数●女子の線量限度（5mSv/3 ヶ月）を超えた件
数●女子の腹部の等価線量限度（2mSv）を超えた件数(*2)●女子の内部被ばく（1mSv）を
超 え た 件 数(*2)(*1) ５ 年 間 は 平
成十三年四月一日以後五年ごとに区分した各期間(*2) 妊 娠 の 事 実を知った後、出産までの期間が対象
・本指標は上記の６つのデータ報告
要素の件数を合
算する。

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

－

・年度期間中に法令に定める
事故報告基準となる実効線量 (5mSv) を 超えた件数。
・緑／白の基準値は報告の実績がないため、１件とした。

・しきい値は法令（実用炉則第 134条等）に定める原
子炉施設の故障その他の不測の事態が生じた場合の実
効線量（5mSv）の基
準値を超えた件数
に基づく。

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

従
○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

業
員
に

⑫被ばく線量が線量限度を
超えた件数

1未
満

1

2以
上

対
す
る
放
射
線
安
全

⑬事故故障等の報告基準の
実効線量(5mSv)を超えた計画外の被ばく発生件数

○炉ごと
又は施設
ごと
・件数

11

- 312 -

1未
満

1

2以
上

核

核

物

物

質

質

防

防

護

護

⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているものに
限る。）

0～
0.08
0

・過去４ 四半期における立入制限区域（試験
研究用等原子炉施設及び法
第 52 条第２項
第 10 号において規定される使用施設等を除＞ 設定な 設定 く。）及び周辺防0.08
護区域の侵入しなし 検 知 器 又 は 監
0
視カメラが使用不能となり、これらの機器による監視機能が喪失していた時間（補償時間）の割合【算定式】
侵入検知器使用不能指数＝（過去
４四半期分の侵入検知器の補償時間）／（侵入検知器の正規化係
数×8,760 時間）
監視カメラ使用不能指数＝（過去
４四半期分の監視カメラの補償時間）／（監視カ
メラの正規化係
数×8,760 時間）
指標値＝（侵入検知器使用不能指数＋監視カメラ
使用不能指数）／２○ 炉 ご と ・ 四半期
又 は 施 設 ごと
ごと
評価期間
・補償時間 は 過 去 ４
・正規化係 四半期（１
数
年）

核

核

物

物

質

質

防

防

護

護

⑭侵入検知器及び監視カメラの使用不能時間割合（立入制限区域及び周辺防護区域に設置されているものに
限る。）

0～
0.08
0

・過去４ 四半期における立入制限区域（試験
研究用等原子炉施設及び法
第 52 条第２項
第 10 号において規定される使用施設等を除＞ 設定な 設定 く。）及び周辺防0.08
護区域の侵入しなし 検 知 器 又 は 監
0
視カメラが使用不能となり、これらの機器による監視機能が喪失していた時間（補償時間）の割合
・しきい値は米
国と同じ。

【算定式】
侵入検知器使用不能指数＝（過去
４四半期分の侵入検知器の補償時間）／（侵入検知器の正規化係
数×8,760 時間）
監視カメラ使用不能指数＝（過去
４四半期分の監視カメラの補償時間）／（監視カ
メラの正規化係
数×8,760 時間）
指標値＝（侵入検知器使用不能指数＋監視カメラ
使用不能指数）／２○ 炉 ご と ・ 四半期
又 は 施 設 ごと
ごと
評価期間
・補償時間 は 過 去 ４
・正規化係 四半期（１数年）（注１） 過去４四半期における臨界時間が 3,500 時間未満である場合、当該評価期間では評価せず「算定 （注１） 過去４四半期における臨界時間が 3,500 時間未満である場合、当該評価期間では評価せず「算定範囲外（N/A）」とする。
範囲外（N/A）」とする。
（注２） 原子炉スクラムは原因によらず緊急的な原子炉停止を要する事態が生じているものであること （注２） 原子炉スクラムは原因によらず緊急的な原子炉停止を要する事態が生じているものであることから、法令報告事象のみを対象とするのではなく、原則として全ての計画外自動及び手動スクラムをから、法令報告事象のみを対象とするのではなく、原則として全ての計画外自動及び手動スクラムをカウントする。
カウントする。
（注３） 評価期間を 12 四半期とすることについては、米国は MSPI 導入前に採用していた「安全系のアン （注３） 評価期間を 12 四半期とすることについては、米国は MSPI 導入前に採用していた「安全系のアン
アベイラビリティ」の評価期間に合わせた。
アベイラビリティ」の評価期間に合わせた。
（注４） 新規制基準に適合した保安規定が認可されていない実用発電用原子炉施設は評価対象外とする。 （注４） 新規制基準に適合した保安規定が認可されていない実用発電用原子炉施設は評価対象外とする。
（注５） 「放射線安全」及び「核物質防護」については、実用発電用原子炉施設の場合は炉ごととし、核 （注５） 「放射線安全」及び「核物質防護」については、実用発電用原子炉施設の場合は炉ごととし、核燃料施設等の場合は施設ごととする。
燃料施設等の場合は施設ごととする。

○ 改正履歴○ 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

改正の概要

施行

０

2020/04/01

施行○運用の明確化

１

2021/07/21○運用の明確化①安全実績指標の受理について、参考とする①安全実績指標の受理について、参考とする

ガイドラインの追加（5.1 安全実績指標のガイドラインの追加（5.1 安全実績指標の

受理）

受理）

②安全実績指標の検証について、確認の観点

備考②安全実績指標の検証について、確認の観点の明確化（6 安全実績指標の検証）の明確化（6 安全実績指標の検証）○記載の適正化○記載の適正化

２

改正に伴う修正12- 313 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書４
公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）作成中

1- 314 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書７
バリア健全性に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 315 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書７

附属書７

バリア健全性に関する重要度評価ガイド

バリア健全性に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書７_r02)(GI0007_附属書７_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 適用範囲 ......................................................... 3

1 適用範囲 ......................................................... 32 略語と定義........................................................ 42 略語と定義........................................................ 43 安全重要度評価の手順.............................................. 43 安全重要度評価の手順.............................................. 44 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順...................... 94 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順...................... 95 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順...................... 11

5 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順...................... 11

1 適用範囲1 適用範囲

本附属書においては、原子力規制検査（以下「検査」という。）において特定された以下のいずれかに該本附属書においては、原子力規制検査（以下「検査」という。）において特定された以下のいずれかに該当する検査指摘事項に関する安全重要度の評価に適用し、格納容器機能喪失頻度（CFF）の観点から安全上 当する検査指摘事項に関する安全重要度の評価に適用し、格納容器機能喪失頻度（CFF）の観点から安全上重要となる可能性があるかを明らかにする。

重要となる可能性があるかを明らかにする。

〇性能劣化した設備・機器の機能、すなわち、附属書１又は附属書６に記載されている安全重要度評価プ〇性能劣化した設備・機器の機能、すなわち、附属書１又は附属書６に記載されている安全重要度評価プ

ロセスにより評価を行い、起因事象、緩和系統の利用可能性又は信頼性及び RCS バリアの健全性（潜在ロセスにより評価を行い、起因事象、緩和系統の利用可能性又は信頼性及び RCS バリアの健全性（潜在的に CDF を高める可能性のある項目）に影響し得る検査指摘事項

的に CDF を高める可能性のある項目）に影響し得る検査指摘事項〇（CDF に影響せずに CFF を高める可能性のある）格納容器バリアの健全性に影響する性能劣化状態に関連する検査指摘事項〇（CDF に影響せずに CFF を高める可能性のある）格納容器バリアの健全性に影響する性能劣化状態に関連する検査指摘事項

実用発電用原子炉施設の炉心の著しい損傷を引き起こす事故は、格納容器機能喪失に係る対策が成功し実用発電用原子炉施設の炉心の著しい損傷を引き起こす事故は、格納容器機能喪失に係る対策が成功しなければ環境への放射性物質の放出に至る可能性があり、このような結果となる全ての事象の発生頻度をなければ環境への放射性物質の放出に至る可能性があり、このような結果となる全ての事象の発生頻度を格納容器機能喪失頻度（CFF）という。このような事象としては、原子炉容器破損時又はその直後に生じる 格納容器機能喪失頻度（CFF）という。このような事象としては、原子炉容器破損時又はその直後に生じる
早期格納容器破損、格納容器バイパス事象及び格納容器隔離機能喪失も含む。

早期格納容器破損、格納容器バイパス事象及び格納容器隔離機能喪失も含む。

CFF 及び炉心損傷頻度（CDF）に基づくリスク重要度の判断は、以下の表 1.1 に示すそれぞれの頻度のしCFF 及び炉心損傷頻度（CDF）に基づくリスク重要度の判断は、以下の表 1.1 に示すそれぞれの頻度のしきい値に基づき行われ、CFF のしきい値は CDF のそれよりも一桁分厳しく設定される。したがって、場合にきい値に基づき行われ、CFF のしきい値は CDF のそれよりも一桁分厳しく設定される。したがって、場合によっては CFF を使った検査指摘事項の安全重要度評価を行わなければならない。本附属書は、格納容器バ よっては CFF を使った検査指摘事項の安全重要度評価を行わなければならない。本附属書は、格納容器バリアに係る検査での検査指摘事項の安全重要度を評価する指針を示すものである。

リアに係る検査での検査指摘事項の安全重要度を評価する指針を示すものである。

表 1.1 ΔCDF 及び ΔCFF に基づくリスク重要度

表 1.1 ΔCDF 及び ΔCFF に基づくリスク重要度

2- 316 -

改正理由

改正に伴う修正

定量的基準ΔCDF に基づく判断

ΔCFF に基づく判断

定量的基準

ΔCDF に基づく判断

ΔCFF に基づく判断≧ 10-4赤赤≧ 10-4赤赤10-4 ＜ 10-5

黄赤

10-4 ＜ 10-5

黄赤

10-5 ＜ 10-6

白黄10-5 ＜ 10-6

白黄10-6 ＜ 10-7

緑白

10-6 ＜ 10-7

緑白

＜ 10-7緑

緑＜ 10-7緑緑

本附属書での安全重要度評価プロセスは、CFF に関する検討事項に基づき検査指摘事項にリスクの特徴を本附属書での安全重要度評価プロセスは、CFF に関する検討事項に基づき検査指摘事項にリスクの特徴を割り付ける。そのような検査指摘事項には、3.1 節に規定されるとおりタイプ A に分類されるものと、タイ 割り付ける。そのような検査指摘事項には、3.1 節に規定されるとおりタイプ A に分類されるものと、タイプ B に分類されるものがある。
タイプ A の検査指摘事項は、出力運転時の評価ガイド（附属書１）及びプラント停止時の評価ガイド（附プ B に分類されるものがある。
タイプ A の検査指摘事項は、出力運転時の評価ガイド（附属書１）及びプラント停止時の評価ガイド（附属書６）を用いた評価により CDF に影響があると判断され、その結果 CFF にも影響を与えると判断された 属書６）を用いた評価により CDF に影響があると判断され、その結果 CFF にも影響を与えると判断されたものである。タイプ B の検査指摘事項は、CDF の決定に影響しない構築物・系統・機器（SSC）に関する検ものである。タイプ B の検査指摘事項は、CDF の決定に影響しない構築物・系統・機器（SSC）に関する検査指摘事項であり、格納容器の機能に影響し得るものをいう。

査指摘事項であり、格納容器の機能に影響し得るものをいう。

2 略語と定義

2 略語と定義

2.1 略語2.1 略語CDF

炉心損傷頻度CDF

炉心損傷頻度

CFF

格納容器機能喪失頻度

CFF

格納容器機能喪失頻度

LERF

早期大規模放出頻度

LERF

早期大規模放出頻度

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

PRA

確率論的リスク評価

PRA

確率論的リスク評価

RCS

原子炉冷却系

RCS

原子炉冷却系

SDP

重要度決定プロセス

SDP

重要度決定プロセス

SSC

構築物・系統・機器

SSC

構築物・系統・機器

2.2 定義格納容器機能喪失頻度（CFF）：
格納容器バイパス事象と物理的な格納容器機能喪失事象の双方を含んでおり、原子炉施設の放射性2.2 定義格納容器機能喪失頻度（CFF）：
格納容器バイパス事象と物理的な格納容器機能喪失事象の双方を含んでおり、原子炉施設の放射性物質の閉じ込め機能喪失の頻度をいう。

物質の閉じ込め機能喪失の頻度をいう。

重要度評価の各フェーズ：

重要度評価の各フェーズ：

フェーズ１〜検査指摘事項の特性評価と初期スクリーニング：検査又は事業者が実施する是正措置プ

フェーズ１〜検査指摘事項の特性評価と初期スクリーニング：検査又は事業者が実施する是正措置プ
3- 317 -

ログラムによる検査指摘事項の正確な特性評価及び重要度の十分に低い検査指摘事項（緑）を特定す

ログラムによる検査指摘事項の正確な特性評価及び重要度の十分に低い件亜指摘事項（緑）を特定す

記載の適正化（誤るための初期スクリーニング

るための初期スクリーニング記）

フェーズ２〜安全重要度の評価と基準：フェーズ１の選別でスクリーニングされていない検査指摘事

フェーズ２〜安全重要度の評価と基準：フェーズ１の選別でスクリーニングされていない検査指摘事項についての安全重要度の評価項についての安全重要度の評価

フェーズ３〜安全重要度の詳細評価：フェーズ２の安全重要度評価の結果に対するレビュー及び必要

フェーズ３〜安全重要度の詳細評価：フェーズ２の安全重要度評価の結果に対するレビュー及び必要に応じ、より精緻化した評価を行うもの。また本附属書以外の手法による何らかのリスク解析の実施に応じ、より精緻化した評価を行うもの。また本附属書以外の手法による何らかのリスク解析の実施（フェーズ１又はフェーズ２について本附属書又は附属書６に示す本指針からの逸脱はフェーズ３解（フェーズ１又はフェーズ２について本附属書又は附属書６に示す本指針からの逸脱はフェーズ３解

析の対象）
。

析の対象）
。

3 安全重要度評価の手順

3 安全重要度評価の手順

本章においては、CFF の考慮事項に基づき検査指摘事項に対する重要度（色）を決定する手順の概要を示

本章においては、CFF の考慮事項に基づき検査指摘事項に対する重要度（色）を決定する手順の概要を示す。出力運転時だけでなく停止時における検査指摘事項を検討する。3.1 項では、CFF に対して潜在的に影す。出力運転時だけでなく停止時における検査指摘事項を検討する。3.1 項では、CFF に対して潜在的に影響し得る検査による指摘事項を２つの異なるタイプに分類して定義する。3.2 項では、その安全重要度の評 響し得る検査による指摘事項を２つの異なるタイプに分類して定義する。3.2 項では、その安全重要度の評
価に対する総合的な手順の詳細を示す。

3.1 検査指摘事項のタイプ

価に対する総合的な手順の詳細を示す。

3.1 検査指摘事項のタイプ

出力運転時又は停止時における事業者のパフォーマンス劣化に関連する検査指摘事項は、SSC へ及ぼす

出力運転時又は停止時における事業者のパフォーマンス劣化に関連する検査指摘事項は、SSC へ及ぼす

潜在的な影響、その劣化が生じていた期間の推定、及び事故の可能性又はバリアの安全性の基本事項への潜在的な影響、その劣化が生じていた期間の推定、及び事故の可能性又はバリアの安全性の基本事項への影響評価に必要なその他の情報により特徴付けられる。以下、２つのタイプの検査指摘事項が生じる。

影響評価に必要なその他の情報により特徴付けられる。以下、２つのタイプの検査指摘事項が生じる。

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項は、CFF の影響因子の特定にもつながる炉心損傷を引き起こす可タイプ A に分類される検査指摘事項は、CFF の影響因子の特定にもつながる炉心損傷を引き起こす可能性に影響するものである。このような検査指摘事項は、出力時の検査指摘事項にあっては附属書１、

能性に影響するものである。このような検査指摘事項は、出力時の検査指摘事項にあっては附属書１、停止時の検査指摘事項にあっては附属書６を用いて、ΔCDF への重要度の評価を行う。

停止時の検査指摘事項にあっては附属書６を用いて、ΔCDF への重要度の評価を行う。

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に影響を与えないが、格納容器の健全性にタイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に影響を与えないが、格納容器の健全性に大きな影響を与える可能性がある劣化状態に関連するものである。表 3.1 は、（種々の格納容器型に対大きな影響を与える可能性がある劣化状態に関連するものである。表 3.1 は、（種々の格納容器型に対して健全性を維持するために関係する）SSC の一覧である。このような SSC の CFF に対する重要性につして健全性を維持するために関係する）SSC の一覧である。このような SSC の CFF に対する重要性についてもこの表に示す。

いてもこの表に示す。

3.2 CFF に基づく安全重要度評価手順

3.2 CFF に基づく安全重要度評価手順

図 3.1 は、代表的な検査による検査指摘事項の評価手順を示すものである。CDF で評価された検査指摘

図 3.1 は、代表的な検査による検査指摘事項の評価手順を示すものである。CDF で評価された検査指摘事項は全て、タイプ A に分類される検査指摘事項として CFF の変化量に寄与する可能性があるかどうか

事項は全て、タイプ A に分類される検査指摘事項として CFF の変化量に寄与する可能性があるかどうかを評価される。炉心損傷に影響せず、格納容器の機能喪失のみに影響する検査指摘事項はタイプ B に分を評価される。炉心損傷に影響せず、格納容器の機能喪失のみに影響する検査指摘事項はタイプ B に分類される検査指摘事項として評価する。

類される検査指摘事項として評価する。
4- 318 -

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項：

タイプ A に分類される検査指摘事項では、CDF 基準の安全重要度評価プロセスによりΔCDF に基づく

タイプ A に分類される検査指摘事項では、CDF 基準の安全重要度評価プロセスによりΔCDF に基づく

安全重要度を求める。この全ΔCDF が炉年当たり 1E-7 未満である場合、安全重要度を「緑」と評価す

安全重要度を求める。この全ΔCDF が炉年当たり 1E-7 未満である場合、安全重要度を「緑」と評価する。

る。

炉年当たりの全ΔCDF が 1E-7 以上の場合、その検査指摘事項が炉心損傷に至る事故シーケンスのい炉年当たりの全ΔCDF が 1E-7 以上の場合、その検査指摘事項が炉心損傷に至る事故シーケンスのいずれにも潜在的に影響を及ぼし CFF の一因となると判断して、より詳細なフェーズ２の評価を行う。こずれにも潜在的に影響を及ぼし CFF の一因となると判断して、より詳細なフェーズ２の評価を行う。この場合、４章に規定する CFF の検討事項に基づくΔCFF を評価して安全重要度を判断する。

の場合、４章に規定する CFF の検討事項に基づくΔCFF を評価して安全重要度を判断する。

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項：

タイプ B に分類される検査指摘事項は CDF の変化に影響を及ぼさないものであり、CDF を用いた評価

タイプ B に分類される検査指摘事項は CDF の変化に影響を及ぼさないものであり、CDF を用いた評価は行わない。ただし、タイプ B に分類される検査指摘事項はΔCFF に大きく寄与する可能性があるたは行わない。ただし、タイプ B に分類される検査指摘事項はΔCFF に大きく寄与する可能性があるた

め、CFF の検討事項に基づき適切なリスクカテゴリーに割り付ける。図 3.1 に示すとおり、CFF に影響

め、CFF の検討事項に基づき適切なリスクカテゴリーに割り付ける。図 3.1 に示すとおり、CFF に影響を与える格納容器の SSC（表 3.1 を参照すること）又は格納容器の状況に関係するかどうかを判断するを与える格納容器の SSC（表 3.1 を参照すること）又は格納容器の状況に関係するかどうかを判断するために、初期選別が行われる。その結果が「いいえ」であれば、その検査指摘事項の安全重要度は「緑」

ために、初期選別が行われる。その結果が「いいえ」であれば、その検査指摘事項の安全重要度は「緑」と評価する。その結果が「はい」であれば、５節の指針に基づいて安全重要度評価を行う。

と評価する。その結果が「はい」であれば、５節の指針に基づいて安全重要度評価を行う。

●日本におけるPhase 1の検討案●日本におけるPhase 1の検討案
検査における
指摘事項

検査における
指摘事項
劣化のある
SSCの特定CDFに影響がある？

No

CFFに重要なSSCの劣化?

CDFに影響がある？

Yes△ CDFがNo

Phase 2

Yes

Phase 2

緑判定

緑判定

図 3.1 重要度評価プロセスのフロー図

Type A
No
Phase 2Phase 2
緑判定

図 3.1 重要度評価プロセスのフロー図
5- 319 -YesNo

△ CDFが10-7/炉年未満?

No

Type BCFFに重要なSSCの劣化?

△CDFに基づき重要度を決定Type A

10-7/炉年未満?

表3.1に該当するか否かにより判断

Yes

No△CDFに基づき重要度を決定緑判定

劣化のある
SSCの特定表3.1に該当するか否かにより判断

Yes

YesType B表 3.1 CFF に影響を及ぼす SSC 一覧

表 3.1 CFF に影響を及ぼす SSC 一覧SSC

CFF に対する重要度

SSC

CFF に対する重要度

格納容器貫通部シール• 格納容器及び配管貫通部

格納容器から環境へのバリアを構成する貫通部

格納容器貫通部シール• 格納容器及び配管貫通部

格納容器から環境へのバリアを構成する貫通部

格納容器隔離弁• BWR の格納容器又は PWR の格納容器から環境に接続する系統

シールの破損は、CFF に重要な影響を及ぼす。
ベントやプラグなどの格納容器の空間部に接続する大口径の系統は CFF への寄与が考えられる。

•

圧力バウンダリから環境又は格納容器
外の開放部に接続する系統•

格納容器の内外の閉ループを構成する

1-2 インチ直径程度の小口径配管及び閉ループを構成する系統は、一般的に CFF への寄与はな
いと考えられる。

システムに接続する系統

圧力バウンダリに接続する隔離弁はインターフ

格納容器隔離弁• BWR の格納容器又は PWR の格納容器から環境に接続する系統

BWR の主蒸気隔離弁からの大規模な漏えいは

ベントやプラグなどの格納容器の空間部に接続する大口径の系統は CFF への寄与が考えられる。

•

圧力バウンダリから環境又は格納容器
外の開放部に接続する系統•

格納容器の内外の閉ループを構成する

1-2 インチ直径程度の小口径配管及び閉ループを構成する系統は、一般的に CFF への寄与はな
いと考えられる。

システムに接続する系統

圧力バウンダリに接続する隔離弁はインターフェイスシステム LOCA への寄与がある。
主蒸気隔離弁シールの破損は、CFF に重要な影響を及ぼす。

ェイスシステム LOCA への寄与がある。
主蒸気隔離弁

CFF に寄与する。

BWR の主蒸気隔離弁からの大規模な漏えいはCFF に寄与する。

BWR 格納容器スプレイ

格納容器スプレイ及び格納容器の除熱に係る設BWR 格納容器スプレイ

格納容器スプレイ及び格納容器の除熱に係る設BWR 格納容器の除熱に係る設備

備は、格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI に

BWR 格納容器の除熱に係る設備

備は、格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI に

BWR 格納容器減圧設備• フィルタベント• 耐圧強化ベント

よるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪BWR 格納容器減圧設備• フィルタベント• 耐圧強化ベント

よるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失、ライナーのメルトスルー等に影響がある。
格納容器減圧設備は、格納容器の過圧破損に影響がある。

BWR における格納容器への水張設備

PWR 格納容器スプレイ・自然対流冷却系

格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベ

失、ライナーのメルトスルー等に影響がある。
格納容器減圧設備は、格納容器の過圧破損に影響がある。

BWR における格納容器への水張設備

格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失及びースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失及びライナーのメルトスルーの防止に影響がある。

ライナーのメルトスルーの防止に影響がある。

格納容器の過圧破損及び過温破損に影響がある。
格納容器スプレイは、MCCI によるベースマット

PWR 格納容器スプレイ・自然対流冷却系

格納容器の過圧破損及び過温破損に影響がある。
格納容器スプレイは、MCCI によるベースマット

貫通、ライナーのメルトスルー等に影響があ

貫通、ライナーのメルトスルー等に影響がある。

る。

水素対策設備• イグナイタ、静的触媒式水素再結合装置• 循環ファン、水素混合系

水素対策設備は、水素燃焼及び爆発による格納圧力抑制設備• 圧力抑制プールの健全性に係る設備(真空破壊弁等)• 圧力抑制設備の除熱に係る設備

圧力抑制設備は、格納容器の過圧破損、圧力抑

容器の破損に影響がある。

制プールにおけるスクラビング効果による放射性物質の低減効果等に影響がある。

水素対策設備• イグナイタ、静的触媒式水素再結合装置• 循環ファン、水素混合系

水素対策設備は、水素燃焼及び爆発による格納圧力抑制設備• 圧力抑制プールの健全性に係る設備(真空破壊弁等)• 圧力抑制設備の除熱に係る設備

圧力抑制設備は、格納容器の過圧破損、圧力抑6- 320 -

容器の破損に影響がある。

制プールにおけるスクラビング効果による放射性物質の低減効果等に影響がある。

フィルター設備• フィルタベント系• スタンバイガス処理系• 中央制御室換気空調系

フィルタベント及びアニュラス空調系は格納容器の過圧破損に影響がある。また、中央制御室
非常用給気系は中央制御室の居住性に影響があフィルター設備• フィルタベント系• スタンバイガス処理系• 中央制御室換気空調系

る。
原子炉減圧系• BWR の主蒸気逃がし安全弁• PWR の加圧器逃がし弁

原子炉減圧系は、格納容器雰囲気直接加熱に影フィルタベント及びアニュラス空調系は格納容器の過圧破損に影響がある。また、中央制御室
非常用給気系は中央制御室の居住性に影響がある。
原子炉減圧系は、格納容器雰囲気直接加熱に影響がある。

原子炉減圧系• BWR の主蒸気逃がし安全弁• PWR の加圧器逃がし弁

上記の項目に関連するサポート設備及び監視

上記の項目に関連するサポート設備及び監視系

上記の項目に関連するサポート設備及び監視

上記の項目に関連するサポート設備及び監視系

系設備

設備は CFF に重要な影響を及ぼす。

系設備

設備は CFF に重要な影響を及ぼす。

響がある。

* 使用済燃料に関する設備については、格納容器がないことから CFF に関する SSC ではなく、重大事故時 * 使用済燃料に関する設備については、格納容器がないことから CFF に関する SSC ではなく、重大事故時にはソースタームの放出が懸念されるが、１体当たりのインベントリが少なく、燃料が破損した場合には、 にはソースタームの放出が懸念されるが、１体当たりのインベントリが少なく、燃料が破損した場合には、水中でのスクラビング効果が期待されることから LERF に関しても重要度ではない。指摘事項が使用済燃料

水中でのスクラビング効果が期待されることから LERF に関しても重要度ではない。指摘事項が使用済燃料に関する重大な劣化と考えられる場合には、フェーズ３又は附属書９での評価を行う。

に関する重大な劣化と考えられる場合には、フェーズ３又は附属書９での評価を行う。

4 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順

4 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する手順

安全重要度評価に関するガイドの附属書１と附属書６は、CDF に基づく安全重要度決定プロセスを定めて安全重要度評価に関するガイドの附属書１と附属書６は、CDF に基づく安全重要度決定プロセスを定めており、CDF に影響を与える検査指摘事項の重要度を評価するための指針が示されている。これらの指針でおり、CDF に影響を与える検査指摘事項の重要度を評価するための指針が示されている。これらの指針では、CDF の増加量ΔCDF を評価し、安全重要度を決定する。

は、CDF の増加量ΔCDF を評価し、安全重要度を決定する。

このような CDF に影響を与える検査指摘事項は、タイプ A に分類される。タイプ A に関しては、CFF に基このような CDF に影響を与える検査指摘事項は、タイプ A に分類される。タイプ A に関しては、CFF に基づいて安全重要度の評価を行う。4.2 節は出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する安全重 づいて安全重要度の評価を行う。4.2 節は出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する安全重要度の評価手順を示す。

【出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度を評価する段階的要度の評価手順を示す。

【出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、出力運転時のタイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度を評価する段階的プロセスを示す（図 4.1）。

プロセスを示す（図 4.1）。

ステップ１：検査指摘事項の特性評価

ステップ１：検査指摘事項の特性評価

全ΔCDF を求め、CDF に影響を与える検査指摘事項のうち、CFF にも寄与する可能性のある検査指摘事

全ΔCDF を求め、CDF に影響を与える検査指摘事項のうち、CFF にも寄与する可能性のある検査指摘事

項を同定する。

項を同定する。

ステップ２：炉心損傷頻度の変化量によるスクリーニング

ステップ２：炉心損傷頻度の変化量によるスクリーニング

全ΔCDF（全ての炉心損傷事故シーケンスの変化量の総和）が年間 1E-7/炉年未満である場合、CFF に対

全ΔCDF（全ての炉心損傷事故シーケンスの変化量の総和）が年間 1E-7/炉年未満である場合、CFF に対する安全重要度は緑となり、それ以上の CFF に関する評価は不要である。そうでない場合、ステップ３へする安全重要度は緑となり、それ以上の CFF に関する評価は不要である。そうでない場合、ステップ３へ

進む。

進む。

ステップ３：リスクの重要度評価

ステップ３：リスクの重要度評価

PRA から得られた情報又は PRA モデルを用いて以下を求める。

PRA から得られた情報又は PRA モデルを用いて以下を求める。

a) 検査指摘事項に対するリスクの増加量の絶対値（ΔCDF 及び ΔCFF）

a) 検査指摘事項に対するリスクの増加量の絶対値（ΔCDF 及び ΔCFF）

b) 検査指摘事項に対するリスクの変化割合（ΔCDF/CDF 及びΔCFF/CFF）b) 検査指摘事項に対するリスクの変化割合（ΔCDF/CDF 及びΔCFF/CFF）
7- 321 -

c) 検査指摘事項に対する主要な事故のシナリオ

c) 検査指摘事項に対する主要な事故のシナリオ得られたリスクの増加量、リスクの変化割合及び主要な事故シナリオから、安全重要度を評価する。

得られたリスクの増加量、リスクの変化割合及び主要な事故シナリオから、安全重要度を評価する。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

に進むこと。

プラントごとのワークシートΔCDFがプラントごとのワークシート

指摘事項

Yes

ΔCDFが

Yes

10-7/炉年未満?

10-7/炉年未満?
No

指摘事項

緑判定

No

緑判定

リスクの
重要度評価

リスクの
重要度評価

重要度評価では、PRAモデルを用いて以下を実施し、重要度を決める。
a) 絶対値（ΔCDF, ΔCFF）の計算と比較
b) 変化割合（ΔCDF/CDF, ΔCFF/CFF）の計算と比較
c) 主要なシナリオの特定重要度評価では、PRAモデルを用いて以下を実施し、重要度を決める。
a) 絶対値（ΔCDF, ΔCFF）の計算と比較
b) 変化割合（ΔCDF/CDF, ΔCFF/CFF）の計算と比較
c) 主要なシナリオの特定

図 4.1 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

図 4.1 タイプ A に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

5 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順
タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に直接影響しないが、格納容器の健全性に対5 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する手順
タイプ B に分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に直接影響しないが、格納容器の健全性に対して大きな影響を与える可能性があるものをいう。ここでは、タイプ B に分類される検査指摘事項に対す して大きな影響を与える可能性があるものをいう。ここでは、タイプ B に分類される検査指摘事項に対す
る CFF の安全重要度評価の手順を示す。

【出力運転時のタイプ B に分類される指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、タイプ A と同様、出力運転時のタイプ B に分類される検査指摘事項の安全重要度評価の段階的なプロセスを示す（図 5.1）。

る CFF の安全重要度評価の手順を示す。

【出力運転時のタイプ B に分類される指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、タイプ A と同様、出力運転時のタイプ B に分類される検査指摘事項の安全重要度評価の段階的なプロセスを示す（図 5.1）。
8- 322 -

ステップ１：検査指摘事項の特性の整理

ステップ１：検査指摘事項の特性の整理

格納容器のバリア機能に対する検査指摘事項の関係の観点で特性を整理する。安全重要度決定に必要

格納容器のバリア機能に対する検査指摘事項の関係の観点で特性を整理する。安全重要度決定に必要な次の情報を収集する。

な次の情報を収集する。

・影響を受ける SSC と劣化の性質・影響を受ける SSC と劣化の性質

・劣化状態の期間

・劣化状態の期間・漏えい規模や作動不能状態の水素イグナイタの数と位置などの情報・漏えい規模や作動不能状態の水素イグナイタの数と位置などの情報

ステップ２：検査指摘事項のスクリーニングと定性評価

ステップ２：検査指摘事項のスクリーニングと定性評価

検査指摘事項が CFF に重要な影響を及ぼす SSC に伴うものかを表 5.1 に従って判断する。CFF に重大な検査指摘事項が CFF に重要な影響を及ぼす SSC に伴うものかを表 5.1 に従って判断する。CFF に重大な影響を及ぼす場合、ステップ３へ進む。CFF に重大な影響を及ぼさないと選別された場合は、検査指摘事影響を及ぼす場合、ステップ３へ進む。CFF に重大な影響を及ぼさないと選別された場合は、検査指摘事

項の安全重要度は「緑」と判定され、それ以上の評価は不要である。

項の安全重要度は「緑」と判定され、それ以上の評価は不要である。

ステップ３：検査指摘事項に対する重要度の決定

ステップ３：検査指摘事項に対する重要度の決定

検査指摘事項が CFF に重大な影響を及ぼすと判断された場合には、表 5.2 を用いた簡易評価を行い、検査指摘事項に関する安全重要度の評価を行う。

検査指摘事項が CFF に重大な影響を及ぼすと判断された場合には、表 5.2 を用いた簡易評価を行い、検査指摘事項に関する安全重要度の評価を行う。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

表 5.1 タイプ B の指摘事項に関するスクリーニング

表 5.1 タイプ B の指摘事項に関するスクリーニング

原子炉

格納容器

格納容器

格納容器の

圧力抑制

主蒸気隔

水素対策

原子炉減

原子炉

格納容器

格納容器

格納容器の

圧力抑制

主蒸気隔

水素対策

原子炉減

型式

型式

隔離に関

除熱及び減

室に関す

離弁

設備

圧系に関

型式

型式

隔離に関

除熱及び減

室に関す

離弁

設備

圧系に関

する設備

圧に関する

る設備

する設備

圧に関する

る設備

する設備

設備
BWR

Mark I

実施する

実施する

する設備

設備
実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark I

実施する

実施する

実施する

実施する

しない
BWR

Mark II

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

Mark II 改

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark II

実施する

実施する

実施する

実施する

ABWR/RCCV

実施する

実施する

実施する

実施する

実施

実施する

BWR

Mark II 改

実施する

実施する

実施する

実施する

ドライ型

実施する

実施する

実施

実施

しない

しない

実施する

実施する

実施

実施する

しない
実施する

BWR

ABWR/RCCV

実施する

実施する

実施する

実施する

しない
PWR

実施
しない

しない
BWR

実施する

しない

しない
BWR

実施

実施

実施する

しない
実施する

PWR

ドライ型

「実施する」の記載がある項目は、表 5.2 における重要度の評価を実施する。

実施する

実施する

実施

実施

しない

しない

実施する

「実施する」の記載がある項目は、表 5.2 における重要度の評価を実施する。
9- 323 -

実施する

表 5.2 タイプ B の指摘事項に関する CFF に対する重要度

対象

指摘事項

リスク重要度

格納容器隔離に関する

格納容器貫通部シール、隔離弁、ベント

設備

又はパージシステムを介して、格納容器

対象

>30 日

30-3 日

<3 日

赤

黄

白

指摘事項

リスク重要度

格納容器隔離に関する

格納容器貫通部シール、隔離弁、ベント

設備

又はパージシステムを介して、格納容器体積に対して 100％/日を超える格納容体積に対して 100％/日を超える格納容器から環境への漏えい

器から環境への漏えい

格納容器の除熱及び減格納容器の除熱及び減圧に関する設備等

圧に関する設備の不作動

圧力抑制室に関する設

圧力抑制プールの健全性又はスクラビン

備

グに重要なシステム/要素の故障（真空主蒸気隔離弁

表 5.2 タイプ B の指摘事項に関する CFF に対する重要度

黄

黄

白

白

緑

緑

格納容器の除熱及び減格納容器の除熱及び減圧に関する設備等

圧に関する設備の不作動

圧力抑制室に関する設

圧力抑制プールの健全性又はスクラビン

備

グに重要なシステム/要素の故障（真空破壊弁又はその他の圧力抑制室バイパス

破壊弁又はその他の圧力抑制室バイパスに関連する設備）に関連する設備）

主蒸気遮隔離弁の漏えいが、いずれかの

黄

白

緑

主蒸気隔離弁

主蒸気遮隔離弁の漏えいが、いずれかの蒸気配管のうち最もシール性の良い密閉蒸気配管のうち最もシール性の良い密閉弁から 2.1ℓ/min(10,000 scfh)以上であ弁から 2.1ℓ/min(10,000 scfh)以上であ

る場合

る場合

>30 日

30-3 日

<3 日

赤

黄

白

黄

白

緑

黄

白

緑

黄

白

緑

水素対策設備イグナイタの不作動白緑緑

水素対策設備イグナイタの不作動白緑緑

原子炉減圧系

原子炉減圧設備の不作動

白

緑

緑

原子炉減圧系

原子炉減圧設備の不作動

白

緑

緑

指摘事項の
特性の整理

指摘事項の
特性の整理

指摘事項

表5.1による
スクリーニング

表5.1による
スクリーニングNo

表5.2により、重要度を評価スクリーンアウトできる。

指摘事項

No

Yes

緑判定

表5.2により、重要度を評価指摘事項の重要度を決定

指摘事項の重要度を決定10- 324 -

スクリーンアウトできる。

Yes

緑判定図 5.1 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ〇 改正履歴図 5.1 タイプ B に分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

改正の概要

備考

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化
改正に伴う修正２11- 325 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書８
メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 326 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書８

附属書８

メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド

メンテナンスの際のリスク評価に関する重要度評価ガイド(GI0007_附属書８_r02)(GI0007_附属書８_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

次

1 適用範囲 ......................................................... 3

1 適用範囲 ......................................................... 32 安全重要度評価の手順 ............................................. 32 安全重要度評価の手順 ............................................. 3

添付 用語の定義 ................................................... 8

添付 用語の定義 ................................................... 8

1 適用範囲1 適用範囲

本附属書は、原子力規制検査において、事業者による施設のメンテナンス活動を実施する際のリスク評価
及び管理に関する検査指摘事項の安全重要度を評価するために用いられる。
この安全重要度評価は、以下に関連する検査の指摘事項で、軽微よりも重要度が高いと判断されたものである。
➢

本附属書は、原子力規制検査において、事業者による施設のメンテナンス活動を実施する際のリスク評価
及び管理に関する検査指摘事項の安全重要度を評価するために用いられる。
この安全重要度評価は、以下に関連する検査の指摘事項で、軽微よりも重要度が高いと判断されたものである。

進行中又は完了済みのメンテナンス活動に対する事業者のプラントリスクの過小評価又はリスク評

➢

価の欠如
➢

事業者のメンテナンス活動に関連するリスク評価及び管理に係る手順の確立及びそれに基づく一連の活動（以下「リスク管理活動（RMA）」という。
）の不適切な実施

進行中又は完了済みのメンテナンス活動に対する事業者のプラントリスクの過小評価又はリスク評
価の欠如➢

事業者のメンテナンス活動に関連するリスク評価及び管理に係る手順の確立及びそれに基づく一連の活動（以下「リスク管理活動（RMA）」という。
）の不適切な実施

個々の検査指摘事項を「緑」
、
「白」
、
「黄」
、
「赤」のいずれかの重要度に分類するためにフローチャート１

個々の検査指摘事項を「緑」、
「白」、
「黄」、
「赤」のいずれかの重要度に分類するためにフローチャート１

及び２を参考に用いる。なお、この安全重要度評価において用いられる想定かつ用語の定義については添付及び２を参考に用いる。なお、この安全重要度評価において用いられる想定かつ用語の定義については添付に記載している。

に記載している。

2 安全重要度評価の手順

2 安全重要度評価の手順

注：メンテナンス活動に際して定性的な分析を活用している場合、又は定量的なリスク評価を

注：メンテナンス活動に際して定性的な分析を活用している場合、又は定量的なリスク評価を実施している場合でも、原子力規制庁により事業者 PRA モデルの確認が終了していない等

実施している場合でも、原子力規制庁により事業者 PRA モデルの確認が終了していない等の場合には、検査指摘事項の重要度は附属書９の定性的な判断基準又はその他の評価ガイの場合には、検査指摘事項の重要度は附属書９の定性的な判断基準又はその他の評価ガイ

ドを用いて安全重要度評価を実施する。

ドを用いて安全重要度評価を実施する。

手順 2.1：実際のリスクの決定

手順 2.1：実際のリスクの決定
2- 327 -

改正理由

改正に伴う修正

本附属書を用いた安全重要度評価では、その他の評価ガイドによる安全重要度評価で用いられるΔCDF

本附属書を用いた安全重要度評価では、その他の評価ガイドによる安全重要度評価で用いられるΔCDF（年換算による炉心損傷のリスク増加）ではなく、漸進的炉心損傷確率（ICDP）の尺度を用いる。ICDP は（年換算による炉心損傷のリスク増加）ではなく、漸進的炉心損傷確率（ICDP）の尺度を用いる。ICDP はプラントの設定変更が存在した時間の量を説明するものである。添付に、この尺度のための数式を規定す

プラントの設定変更が存在した時間の量を説明するものである。添付に、この尺度のための数式を規定する。

る。

安全重要度は、事業者によるメンテナンスに係る不十分なリスク評価又はリスク管理活動の欠如によ

安全重要度は、事業者によるメンテナンスに係る不十分なリスク評価又はリスク管理活動の欠如によるリスク増加の量を踏まえ評価される。特に、漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）及び漸進的格納容器破るリスク増加の量を踏まえ評価される。特に、漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）及び漸進的格納容器破損確率損失（ICFFD）は、事業者がメンテナンス活動又は設定による一時的リスクの増加について、不十損確率損失（ICFFD）は、事業者がメンテナンス活動又は設定による一時的リスクの増加について、不十分なリスク評価を行ったことによる劣化の安全重要度を評価するのに用いられる。

分なリスク評価を行ったことによる劣化の安全重要度を評価するのに用いられる。

手順 2.1.1：事業者によるリスク評価

手順 2.1.1：事業者によるリスク評価

事業者が不十分なリスク評価を実施した、又は全く実施しなかったと原子力検査官が特定した場合には、実際のメンテナンスリスクの評価のため、CDF が十分かつ正確に評価されなければならない。

事業者が不十分なリスク評価を実施した、又は全く実施しなかったと原子力検査官が特定した場合には、実際のメンテナンスリスクの評価のため、CDF が十分かつ正確に評価されなければならない。

原子力検査官は、事業者が実施したリスク評価について議論を行い、メンテナンスのリスク評価につい原子力検査官は、事業者が実施したリスク評価について議論を行い、メンテナンスのリスク評価について改めて評価を求める。これらについては、例えば①除外したメンテナンスリスク評価を実施させる、②て改めて評価を求める。これらについては、例えば①除外したメンテナンスリスク評価を実施させる、②

評価を再実施させる、③当初のリスク評価を不十分にしたその過誤及び除外を是正する等のいずれかを評価を再実施させる、③当初のリスク評価を不十分にしたその過誤及び除外を是正する等のいずれかを含む複数の方法により得られると考えられる。

含む複数の方法により得られると考えられる。

手順 2.1.2：原子力検査官によるリスク評価

手順 2.1.2：原子力検査官によるリスク評価

原子力検査官は、例えば以下のような事例が確認される等、事業者によるリスク評価の適切性に関して
特定の懸念がある場合、必要に応じて検査評価室に対しリスク評価の実施を求める。
a.事業者のリスク評価の手法に顕著な問題等が確認される場合（例：起因事象の頻度に対する変更の可能性に対処しない等）。

原子力検査官は、例えば以下のような事例が確認される等、事業者によるリスク評価の適切性に関して
特定の懸念がある場合、必要に応じて原子力規制庁に対しリスク評価の実施を求める。
a.事業者のリスク評価の手法に顕著な問題等が確認される場合（例：起因事象の頻度に対する変更の可能性に対処しない等）。

b.事業者のリスク評価の手法に品質上の問題が存在する場合（例：プラントの PRA に一致しない）。

b.事業者のリスク評価の手法に品質上の問題が存在する場合（例：プラントの PRA に一致しない）。

c.定量的なリスク評価が不適切な想定及び除外を含んでいる場合。

c.定量的なリスク評価が不適切な想定及び除外を含んでいる場合。

このリスク評価を行うため、検査官は例えば以下のデータ等、検査評価室に対し必要な情報を提供す

このリスク評価を行うため、検査官は例えば以下のデータ等、本庁に対し必要な情報を提供する。

る。
a.懸念となる構造、システム、機器（SSC）の設定及び使用から除外されてから再び使用した SSC の実
時間

a.懸念となる構造、システム、機器（SSC）の設定及び使用から除外されてから再び使用した SSC の実
時間
b.起因事象の発生可能性を潜在的に増加させたメンテナンス活動の詳細

b.起因事象の発生可能性を潜在的に増加させたメンテナンス活動の詳細

c.実施された実際の補償行動の詳細c.実施された実際の補償行動の詳細

d.被認可者によるリスク評価

d.被認可者によるリスク評価
手順 2.2：リスク損失の決定
手順 2.2：リスク損失の決定
事業者が全くリスク評価を行わなかった場合、実際のリスク増加（ICDPactual）は、ICDFactual＝
CDFactual－CDFzero-maintenance の条件において、漸進的 CDF と設定期間の年換算の部分との積となる。

事業者が全くリスク評価を行わなかった場合、実際のリスク増加（ICDPactual）は、ICDFactual＝
CDFactual－CDFzero-maintenance の条件において、漸進的 CDF と設定期間の年換算の部分との積となる。
［すなわち、ICDPactual＝ICDFactual×（継続時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）］。

［すなわち、ICDPactual＝ICDFactual×（継続時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）］。
リスク損失 ICDPD は、事業者のリスク評価の実施に係る不備がリスク評価を行わないことと関係する
リスク損失 ICDPD は、事業者のリスク評価の実施に係る不備がリスク評価を行わないことと関係する
場合、ICDP と等しい。欠陥のあるリスク評価の場合、ICDPactual＞ICDPflawed と仮定すると、リスク損

記載の適正化場合、ICDP と等しい。欠陥のあるリスク評価の場合、ICDPactual＞ICDPflawed と仮定すると、リスク損
失 ICDPD＝ICDPactual－ICDPflawed である。
3

- 328 -

記載の適正化失 ICDPD＝ICDPactual－ICDPflawed である。
実際に正しく評価された ICDP が 1E-6 よりも大幅に大きい場合（すなわち１桁又はそれ以上）、正味の実際に正しく評価された ICDP が 1E-6 よりも大幅に大きい場合（すなわち１桁又はそれ以上）、正味のリスク損失は SDP の色を決定する前に、上記で決定したリスク損失（ICDPD）から 1E-6 を引くことによっリスク損失は SDP の色を決定する前に、上記で決定したリスク損失（ICDPD）から 1E-6 を引くことによって決定される。

て決定される。
事業者のリスクの過小評価（又は評価の不実施）の重要度（ICDPD）はその後、フローチャート１を参事業者のリスクの過小評価（又は評価の不実施）の重要度（ICDPD）はその後、フローチャート１を参照にする。ICFFD の重要度は適用可能であれば、同様の方法で評価する。

照にする。ICFFD の重要度は適用可能であれば、同様の方法で評価する。
手順 2.3：リスク管理活動の評価
手順 2.3：リスク管理活動の評価
適切なリスク管理活動については、以下の事項がメンテナンス活動に関するリスク管理のために用い適切なリスク管理活動については、以下の事項がメンテナンス活動に関するリスク管理のために用い
られる。

られる。
・リスクの認識・リスクの認識・メンテナンス活動の継続時間

・メンテナンス活動の継続時間

・リスク重要度の増加

・リスク重要度の増加

・使用できない SSC の安全機能を維持する際、その他の補償手段の確立・使用できない SSC の安全機能を維持する際、その他の補償手段の確立
リスク評価が不十分な場合、又は全く評価されない場合、実施の不備の安全重要度は、本附属書を用いリスク評価が不十分な場合、又は全く評価されない場合、実施の不備の安全重要度は、本附属書を用いて評価される。その結果、リスク認識の欠如によりリスク管理活動を実施できていないことは、リスクのて評価される。その結果、リスク認識の欠如によりリスク管理活動を実施できていないことは、リスクの軽減を何らもたらさない。

軽減を何らもたらさない。
リスクが十分に評価された場合、事業者は通常、決められた手順によって評価済みリスクとして規定さリスクが十分に評価された場合、事業者は通常、決められた手順によって評価済みリスクとして規定されたリスク管理活動を有効に実施する。一定の状況下では、適用可能な特定の補償手段についても技術仕様書等で規定される。

れたリスク管理活動を有効に実施する。一定の状況下では、適用可能な特定の補償手段についても技術仕様書等で規定される。
フローチャート２は、上述した一連の要件のいずれかによって規定されたとおり、事業者がリスク管理

フローチャート２は、上述した一連の要件のいずれかによって規定されたとおり、事業者がリスク管理

活動の分類を実施できなかったことの重要度を評価するため参照として用いられる。事業者のリスク管活動の分類を実施できなかったことの重要度を評価するため参照として用いられる。事業者のリスク管理活動の妥当性は、事業者が適用可能な実施手順を用いて評価されるべきであり、原子力規制検査により理活動の妥当性は、事業者が適用可能な実施手順を用いて評価されるべきであり、原子力規制検査によりその状況について確認されることになる。

その状況について確認されることになる。

4- 329 -

5

- 330 -

〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）
２

改正の概要

○記載の適正化（新設）

6- 331 -

備考

添付 用語の定義

添付 用語の定義

事業者は、メンテナンスを行う前に、メンテナンスにより生ずる可能性があるリスクの増大を評価し管理事業者は、メンテナンスを行う前に、メンテナンスにより生ずる可能性があるリスクの増大を評価し管理することが求められる。このリスク評価及びリスク管理活動に係る想定及び定義済み用語を以下に示す。

することが求められる。このリスク評価及びリスク管理活動に係る想定及び定義済み用語を以下に示す。

1．リスク評価及びリスク管理行動

1．リスク評価及びリスク管理行動

メンテナンス活動のリスク評価の目的は、事業者がメンテナンス活動のリスク、例えば以下の影響を適切に評価することである。

メンテナンス活動のリスク評価の目的は、事業者がメンテナンス活動のリスク、例えば以下の影響を適切に評価することである。

•直接又は不作為に機器、装置が運転休止による影響。

•直接又は不作為に機器、装置が運転休止による影響。

•SSC の稼働又は性能に影響を及ぼしうる一時的変更又は修正による影響。

•SSC の稼働又は性能に影響を及ぼしうる一時的変更又は修正による影響。

•その他のメンテナンス活動、プラントの条件又は発生による影響。

•その他のメンテナンス活動、プラントの条件又は発生による影響。

•外部事象、内部溢水又は格納容器の健全性による影響。

•外部事象、内部溢水又は格納容器の健全性による影響。

メンテナンス活動のリスク評価は、評価による知見を用いることで生ずるリスクの管理を必要とする。そメンテナンス活動のリスク評価は、評価による知見を用いることで生ずるリスクの管理を必要とする。そのため、事業者によるリスク評価は、メンテナンス活動が実際に実施される際に潜在的なリスク増加を制限のため、事業者によるリスク評価は、メンテナンス活動が実際に実施される際に潜在的なリスク増加を制限

し、リスク管理活動の有効な実施を可能にするため、計画されたメンテナンス活動によるリスクを十分に評し、リスク管理活動の有効な実施を可能にするため、計画されたメンテナンス活動によるリスクを十分に評価すべきである。この評価における複雑さの程度はプラントごとに異なると考えられており、特定のプラン価すべきである。この評価における複雑さの程度はプラントごとに異なると考えられており、特定のプラン

ト内の設定ごとによっても異なるが、これらのリスク評価により、リスク上意味のある活動を特定し、その ト内の設定ごとによっても異なるが、これらのリスク評価により、リスク上意味のある活動を特定し、その継続期間を最小化するための知見を提供すると考えられている。通常、事業者のメンテナンス活動のリスク 継続期間を最小化するための知見を提供すると考えられている。通常、事業者のメンテナンス活動のリスク評価に関して、以下の２種類の不備を定義することができる。

評価に関して、以下の２種類の不備を定義することができる。

A.適切なリスク評価の実施の失敗：メンテナンス活動の実施に先立つ、適切なリスク評価の実施の失敗にA.適切なリスク評価の実施の失敗：メンテナンス活動の実施に先立つ、適切なリスク評価の実施の失敗には、例えば以下のような事項が含まれており、その結果リスクの過小評価を生ずる。

は、例えば以下のような事項が含まれており、その結果リスクの過小評価を生ずる。

① メンテナンス活動の変更に対するリスク評価の実施の失敗。

① メンテナンス活動の変更に対するリスク評価の実施の失敗。

② 評価されたプラント条件の変更に対するリスク評価の更新の失敗。しかしながら、評価の実施又は再② 評価されたプラント条件の変更に対するリスク評価の更新の失敗。しかしながら、評価の実施又は再評価は、装置の運転復旧又は補償行動をとるために作業員及びメンテナンス要員が時宜を得た行動を評価は、装置の運転復旧又は補償行動をとるために作業員及びメンテナンス要員が時宜を得た行動をとることを妨げ、又は遅延すべきではない。プラントの条件の設定が、リスク評価の実施又は再評価とることを妨げ、又は遅延すべきではない。プラントの条件の設定が、リスク評価の実施又は再評価に先立って復旧された場合、その評価は既に実施済みであれば実施又は再評価される必要はない。

に先立って復旧された場合、その評価は既に実施済みであれば実施又は再評価される必要はない。

③ 影響を受ける（又は関与する）全ての SSC をメンテナンス活動のリスク評価に必要とされる SSC の範③ 影響を受ける（又は関与する）全ての SSC をメンテナンス活動のリスク評価に必要とされる SSC の範囲内に含め、全てのプラント条件又は外部事象（火災・地震を除く）の発止、内部溢水及び格納容器

囲内に含め、全てのプラント条件又は外部事象（火災・地震を除く）の発止、内部溢水及び格納容器の健全性を考慮する（又は適切に考慮する）等のリスク評価の実施の失敗。

の健全性を考慮する（又は適切に考慮する）等のリスク評価の実施の失敗。

④ リスク評価上考慮が必要な起因事象につながる過渡事象を生ずる可能性があるメンテナンス活動の考慮の失敗。
⑤ リスク評価プロセスの不十分さによる失敗（すなわち、プラント条件の制限を超えた場合、又はその評価プロセスが手順に従っていない場合等）。

④ リスク評価上考慮が必要な起因事象につながる過渡事象を生ずる可能性があるメンテナンス活動の考慮の失敗。
⑤ リスク評価プロセスの不十分さによる失敗（すなわち、プラント条件の制限を超えた場合、又はその評価プロセスが手順に従っていない場合等）。
7- 332 -

⑥ 原子力規制検査により特定されたメンテナンス活動のリスク評価の不備。

⑥ 原子力規制検査により特定されたメンテナンス活動のリスク評価の不備。

⑦ 原子力規制検査により特定された欠陥のあるリスク評価の実施又はプロセス。

⑦ 原子力規制検査により特定された欠陥のあるリスク評価の実施又はプロセス。

メンテナンス活動のリスクを過小評価する、又は評価しないことは、炉心損傷頻度（CDF）又は格納

メンテナンス活動のリスクを過小評価する、又は評価しないことは、炉心損傷頻度（CDF）又は格納

容器損傷頻度（CFF）の観点から言えば、想定されるプラント全体のリスクを大幅に増加させることは容器損傷頻度（CFF）の観点から言えば、想定されるプラント全体のリスクを大幅に増加させることはない。しかしながら、リスクを過小評価することは、リスク管理活動を排除し、高いリスクの設定を認ない。しかしながら、リスクを過小評価することは、リスク管理活動を排除し、高いリスクの設定を認

識・補償されないままにするようなリスク認識の欠如を生む可能性がある。評価されていない CDF の識・補償されないままにするようなリスク認識の欠如を生む可能性がある。評価されていない CDF の増増加と高いリスクの設定を必要又は望ましい以上に長く維持することは、被ばく時間を増加させ、それ加と高いリスクの設定を必要又は望ましい以上に長く維持することは、被ばく時間を増加させ、それにによって以下に定義したとおり、漸進的（積分）炉心損傷確率（ICDP）及び漸進的格納容器損傷確率

よって以下に定義したとおり、漸進的（積分）炉心損傷確率（ICDP）及び漸進的格納容器損傷確率（ICFF）（ICFF）を増加させる。評価されていない、又は十分に評価されていないリスクを認識しないことは、を増加させる。評価されていない、又は十分に評価されていないリスクを認識しないことは、直接にリ

直接にリスクを増加させる、又は事故若しくは過渡からの回復を妨げる行動又は事象が生ずることにスクを増加させる、又は事故若しくは過渡からの回復を妨げる行動又は事象が生ずることにつながる

つながる可能性がある。

可能性がある。

B.リスク管理の失敗：提案されたメンテナンス活動のリスク影響の管理に失敗することは、事業者のリス

B.リスク管理の失敗：提案されたメンテナンス活動のリスク影響の管理に失敗することは、事業者のリス

ク管理プログラムの重要な要素の全部又は一部の実施の失敗を意味する。しかしながら、この不備は結ク管理プログラムの重要な要素の全部又は一部の実施の失敗を意味する。しかしながら、この不備は結果として、CDF 又は CFF の観点から言えば、メンテナンス設定の評価済みのリスクに対して新たなリス果として、CDF 又は CFF の観点から言えば、メンテナンス設定の評価済みのリスクに対して新たなリス

ク増加を生むものではない。メンテナンス活動又は設定にまつわるリスクの継続時間を最小化するため

ク増加を生むものではない。メンテナンス活動又は設定にまつわるリスクの継続時間を最小化するための措置が、主要なリスク管理活動である。しかしながら、可能かつ実用的でありながらそのような措置の措置が、主要なリスク管理活動である。しかしながら、可能かつ実用的でありながらそのような措置の実施に失敗することは、高められたリスク条件が残ったまま、ICDP 及び ICFF が更に増加することをの実施に失敗することは、高められたリスク条件が残ったまま、ICDP 及び ICFF が更に増加することを可能にしてしまう。十分かつ適切なリスク管理活動は、特定の設定変更から生ずるリスクを低減するこ可能にしてしまう。十分かつ適切なリスク管理活動は、特定の設定変更から生ずるリスクを低減することができる。

とができる。

2.定義
以下は、本附属書において用いられる用語の定義である。

2.定義
以下は、本附属書において用いられる用語の定義である。

漸進的炉心損傷頻度（ICDF）：ICDF は、実際に適切に評価されたメンテナンスリスク（設定特有の CDF）

漸進的炉心損傷頻度（ICDF）：ICDF は、実際に適切に評価されたメンテナンスリスク（設定特有の CDF）と、ゼロメンテナンス CDF との差である。設定特有の CDF 又は ICDF は、利用できないと考えられる運転と、ゼロメンテナンス CDF との差である。設定特有の CDF 又は ICDF は、利用できないと考えられる運転

休止又は影響を受けた SSC についての年換算のリスクの推定である。漸進的炉心損傷頻度という用語は、

休止又は影響を受けた SSC についての年換算のリスクの推定である。漸進的炉心損傷頻度という用語は、

ΔCDF 又は CDF 内の変化と同じ意味でも用いられる。

ΔCDF 又は CDF 内の変化と同じ意味でも用いられる。

漸進的格納容器破損頻度（ICFF）：ICFF は、決定可能な場合の、実際に十分に決定されたメンテナンス

漸進的格納容器破損頻度（ICFF）：ICFF は、決定可能な場合の、実際に十分に決定されたメンテナンス

活動又は設定特有の CFF と、ゼロメンテナンスモデルの結果との差である。CFF 及び ICFF は、レベル２

活動又は設定特有の CFF と、ゼロメンテナンスモデルの結果との差である。CFF 及び ICFF は、レベル２の PRA 及びリスクツール又はプロセスを所有している場合にのみ、決定可能であることに注意しなけれの PRA 及びリスクツール又はプロセスを所有している場合にのみ、決定可能であることに注意しなければならない。算出できる場合、ICFF は ΔCFF 又は CFF の差とも表すことができる。

ばならない。算出できる場合、ICFF は ΔCFF 又は CFF の差とも表すことができる。

漸進的炉心損傷確率（ICDP）：ICDP は、漸進的 CDF と、設定の継続時間の年換算の部分との積である［す漸進的炉心損傷確率（ICDP）：ICDP は、漸進的 CDF と、設定の継続時間の年換算の部分との積である［すなわち、ICDP＝ICDF×（継続時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）］。ICDP は時折、積分された ICDP 又

なわち、ICDP＝ICDF×（継続時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）］。ICDP は時折、積分された ICDP 又

は積分 ICDP（すなわち、デルタ CDF 又は高いリスク設定が継続するにつれて増加する継続時間で積分さは積分 ICDP（すなわち、デルタ CDF 又は高いリスク設定が継続するにつれて増加する継続時間で積分された ICDF）と表される場合があることに注意しなければならない。図１は、この概念を図で表したもの

れた ICDF）と表される場合があることに注意しなければならない。図１は、この概念を図で表したもの
8- 333 -

である。
漸進的格納容器破損確率（ICFP）：ICFP は、漸進的大規模初期放出頻度（ICFF）と、設定の継続時間の年換算の部分との積である。ICFP＝（ICFF×継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）である。

である。
漸進的格納容器破損確率（ICFP）：ICFP は、漸進的大規模初期放出頻度（ICFF）と、設定の継続時間の年換算の部分との積である。ICFP＝（ICFF×継続時間）÷（1 原子炉年当たり 8760 時間）である。

漸進的炉心損傷頻度損失（ICDFD）：ICDFD は、実際のメンテナンス設定特有の CDF（ICDFactual と呼ば

漸進的炉心損傷頻度損失（ICDFD）：ICDFD は、実際のメンテナンス設定特有の CDF（ICDFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価された（欠陥のある）メンテナンス関連の ICDFれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価された（欠陥のある）メンテナンス関連の ICDF

（ICDFflawed）との差として定義される ICDF の一部分である。
すなわち、
ICDFD＝ICDFactual－ICDFflawed（ICDFflawed）との差として定義される ICDF の一部分である。
すなわち、
ICDFD＝ICDFactual－ICDFflawedと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを評価するのに完全に失敗した場合（すなわと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを評価するのに完全に失敗した場合（すなわち、被認可者によるリスク評価が存在しない場合）、ICDFD は ICDF の全体値と等しいことに注意しなけれ

ち、被認可者によるリスク評価が存在しない場合）、ICDFD は ICDF の全体値と等しいことに注意しなければならない。

ばならない。

漸進的格納容器破損頻度損失（ICFFD）：ICFFD は、実際のメンテナンス設定特有の CFF（この定義の目

漸進的格納容器破損頻度損失（ICFFD）：ICFFD は、実際のメンテナンス設定特有の CFF（この定義の目的では ICFFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価されたメンテナンス関連の ICFF

的では ICFFactual と呼ばれる）と、被認可者によって当初、不十分に評価されたメンテナンス関連の ICFF（ICFFflawed）との差として定義された ICFF の一部分である。
すなわち、
ICFFD＝ICFFactual－ICFFflawed（ICFFflawed）との差として定義された ICFF の一部分である。
すなわち、
ICFFD＝ICFFactual－ICFFflawedと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを全く評価できず（すなわち、事業者によるリと定義される。事業者が必要に応じてメンテナンスリスクを全く評価できず（すなわち、事業者によるリスク評価が存在しない場合）、メンテナンス活動により、又はメンテナンス活動と同時に発生する格納容スク評価が存在しない場合）、メンテナンス活動により、又はメンテナンス活動と同時に発生する格納容器の健全性に対する影響が存在する場合、この影響は質的にも量的にも評価できないことに注意しなけ

器の健全性に対する影響が存在する場合、この影響は質的にも量的にも評価できないことに注意しなけ

ればならない。この場合、ICFFD は ICFF の全体値と等しくなる。

ればならない。この場合、ICFFD は ICFF の全体値と等しくなる。

漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）：ICDPD は、ICDFD と暴露時間（すなわち、評価されていない、若し

漸進的炉心損傷確率損失（ICDPD）：ICDPD は、ICDFD と暴露時間（すなわち、評価されていない、若し

くは不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが評価されていない、若しくは

くは不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが評価されていない、若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分）との積である。すなわち、不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分）との積である。すなわち、

ICDPD＝ICDFD×（暴露時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）と定義される。ICDFD と同様に、欠陥の

ICDPD＝ICDFD×（暴露時間）÷（１原子炉年当たり 8760 時間）と定義される。ICDFD と同様に、欠陥のあるリスク評価ではなく、リスク評価が存在しない場合、ICDPD は ICDP と等しいことに注意しなければあるリスク評価ではなく、リスク評価が存在しない場合、ICDPD は ICDP と等しいことに注意しなければ
9- 334 -

ならない。また、設定の継続時間全体において、リスクが評価されていない、又は不十分に評価されたまならない。また、設定の継続時間全体において、リスクが評価されていない、又は不十分に評価されたままである場合、暴露時間が継続時間と等しいことにも注意しなければならない。図２はこの概念を図で表まである場合、暴露時間が継続時間と等しいことにも注意しなければならない。図２はこの概念を図で表したものである。

したものである。

漸進的格納容器破損確率損失（ICFPD）：ICFPD は、ICFFD と、評価されていない、若しくは不十分に評

漸進的格納容器破損確率損失（ICFPD）：ICFPD は、ICFFD と、評価されていない、若しくは不十分に評価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが（ICFF 又は ICFP の観点から）評価されてい価された設定の継続時間の年換算の部分、又はそのリスクが（ICFF 又は ICFP の観点から）評価されていない、若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分との積であない、若しくは不十分に評価されたままであるメンテナンス設定の継続時間の年換算の部分との積である。

る。

ゼロメンテナンス CDF（リスク）：PRA にモデル化された全ての SSC が利用可能と考えられる場合のプラントの基準値設定の CDF の推定値。
ベースライン CDF（リスク）：年平均のメンテナンス（防止及び是正メンテナンス）利用不可能性デー
タ及びプラント特有の信頼性データ（失敗率）を考慮する PRA モデルから生ずる CDF の推定値。

ゼロメンテナンス CDF（リスク）：PRA にモデル化された全ての SSC が利用可能と考えられる場合のプラントの基準値設定の CDF の推定値。
ベースライン CDF（リスク）：年平均のメンテナンス（防止及び是正メンテナンス）利用不可能性デー
タ及びプラント特有の信頼性データ（失敗率）を考慮する PRA モデルから生ずる CDF の推定値。

なお、まだ開始されていない作業に対する不十分なリスク評価又はリスク管理は、事業者による実施の

なお、まだ開始されていない作業に対する不十分なリスク評価又はリスク管理は、事業者による実施の不備であり、これまでのリスク評価やリスク管理活動における不備を示すものであることに注意しなけ

不備であり、これまでのリスク評価やリスク管理活動における不備を示すものであることに注意しなけ

ればならない。本附属書は、この種類の実施の不備の重要度を決定するのには適していない。この種類のればならない。本附属書は、この種類の実施の不備の重要度を決定するのには適していない。この種類の問題は通常の原子力安全に関する評価ガイドのフェーズ１スクリーニングに従って、緑と判断されると問題は通常の原子力安全に関する評価ガイドのフェーズ１スクリーニングに従って、緑と判断されると考えられる。

考えられる。

10- 335 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書９
定性的な判断基準による重要度評価ガイド（新旧対照表）1- 336 -

（下線部分は改正部分）
改

正

後

改

正

前

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書９

附属書９

定性的な判断基準による重要度評価ガイド

定性的な判断基準による重要度評価ガイド(GI0007_附属書９_r02)(GI0007_附属書９_r01)

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目

次

目

改正理由

改正に伴う修正次

1 目的 ............................................................................... 3

1 目的 ............................................................................... 32 基本的な考え方 ..................................................................... 32 基本的な考え方 ..................................................................... 3

3 適用 ............................................................................... 3

3 適用 ............................................................................... 3

4 評価手順 ........................................................................... 4

4 評価手順 ........................................................................... 4

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

記載の適正化

添付２ 核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設安全）の視点

・附属書 10 新設
により削除

1 目的

1 目的

本附属書は、実用発電用原子炉施設において、原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（大分類）

本附属書は、実用発電用原子炉施設又は核燃料施設等において、原子力施設安全及び放射線安全に係る監に関連付けられた検査指摘事項の安全重要度を評価する際、他の附属書において規定されている安全重要

視領域（大分類）に関連付けられた検査指摘事項の安全重要度を評価する際、他の附属書において規定され度評価の手法では、所定の評価期間内において、当該検査指摘事項の状況を適切に評価できない場合、評価ている安全重要度評価の手法では、所定の評価期間内において、当該検査指摘事項の状況を適切に評価できモデルや他の不確実性により合理的に安全重要度を見積もることができない場合に使用する。

ない場合、評価モデルや他の不確実性により合理的に安全重要度を見積もることができない場合、又は核燃

しかし、単に、他の附属書を適用した結果が適当ではない（安全重要度が高すぎる又は低すぎる）と考え 料施設等における原子力安全に係る検査指摘事項の評価をする場合に使用する。
られることを理由として、本附属書を適用することは避けるべきであり、そのような場合は、重要度評価・

しかし、単に、他の附属書を適用した結果が適当ではない（安全重要度が高すぎる又は低すぎる）と考え

規制措置会合（以下「SERP」という。
）において他の附属書を適用した結果が適当ではないと判断できる根 られることを理由として、本附属書を適用することは避けるべきであり、そのような場合は、重要度評価・
拠を明らかにした上で、本附属書の適用に係る意思決定を行うべきである。

規制措置会合（以下「SERP」という。
）において他の附属書を適用した結果が適当ではないと判断できる根拠を明らかにした上で、本附属書の適用に係る意思決定を行うべきである。

2 基本的な考え方

2

基本的な考え方

原子力施設で検出される検査指摘事項は、設備又は事業者の活動に対し多種多様な様態の性能劣化を生原子力施設で検出される検査指摘事項は、設備又は事業者の活動に対し多種多様な様態の性能劣化を生じさせる可能性があり、あらかじめ用意された安全重要度評価の手法によって適切な期間内に監視領域にじさせる可能性があり、あらかじめ用意された安全重要度評価の手法によって適切な期間内に監視領域に対する影響の大きさを評価することが困難な場合がある。そのような場合、検査指摘事項の安全重要度は、 対する影響の大きさを評価することが困難な場合がある。そのような場合、検査指摘事項の安全重要度は、定性的な工学的判断と規制監視の経験を用いて決定されることとなるが、それはリスク情報を活用した意

定性的な工学的判断と規制監視の経験を用いて決定されることとなるが、それはリスク情報を活用した意思決定方法として許容されるべきものである。

思決定方法として許容されるべきものである。

また、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度を評価するための手法として、確率論的

また、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度を評価するための手法として、確率論的

リスク評価（Probabilistic Risk Assessment。以下「PRA」という。）手法を適用すべき検査指摘事項に対 リスク評価（Probabilistic Risk Assessment。以下「PRA」という。）手法を適用すべき検査指摘事項に対2- 337 -

記載の適正化
・附属書 10 新設により削除

しても、原子力施設の PRA モデルが未整備である場合、劣化状態に係る状況が複雑である場合、整備済の しても、原子力施設の PRA モデルが未整備である場合、劣化状態に係る状況が複雑である場合、整備済の
PRA モデルが劣化状態と事故の因果関係を模擬できない場合、炉心損傷頻度若しくは格納容器機能喪失頻度 PRA モデルが劣化状態と事故の因果関係を模擬できない場合、炉心損傷頻度若しくは格納容器機能喪失頻度が適切な指標とならない場合等、PRA 手法による安全重要度評価が適当ではない場合がある。

が適切な指標とならない場合等、PRA 手法による安全重要度評価が適当ではない場合がある。
さらに、核燃料施設等における原子力安全に係る検査指摘事項の安全重要度を評価する場合は、他の附属書において示されている実用発電用原子炉施設における原子力安全に係る安全重要度評価の手法を直接適記載の適正化
・附属書 10 新設により削除用することは適当ではない。
本附属書は、このような場合に備え、原子力規制庁が検査指摘事項に係る安全重要度の評価を行う際に、本附属書は、このような場合に備え、原子力規制庁が検査指摘事項に係る安全重要度の評価を行う際に、定性的又は定量的な指標を用いてリスク情報を表現し、適切な期間内に意思決定を行うための一貫性のあ

定性的又は定量的な指標を用いてリスク情報を表現し、適切な期間内に意思決定を行うための一貫性のある手順について指針を示すものである。

る手順について指針を示すものである。

3 適用

3 適用

本附属書は、下記のような場合に適用される。

本附属書は、下記のような場合に適用される。

a 他の附属書において本附属書を適用することが示されている場合

a

他の附属書において本附属書を適用することが示されている場合

b 他の附属書において PRA 手法を適用することが示されているものの、対象原子炉施設に係る PRA

b

他の附属書において PRA 手法を適用することが示されているものの、対象原子炉施設に係る PRA

モデルが未整備であり、又は適切性が確認されていない場合
c 他の附属書において PRA 手法を適用することが示されているものの、PRA 手法の適用が適当でなモデルが未整備であり、又は適切性が確認されていない場合
c

いと判断できる場合
d 他の附属書による評価手法を適用することが適当でないと判断できる場合

本附属書を適用する場合は慎重な検討が必要であることから、評価担当者が c 又は d に該当すると判断

他の附属書において PRA 手法を適用することが示されているものの、PRA 手法の適用が適当でな
いと判断できる場合

d

他の附属書による評価手法を適用することが適当でないと判断できる場合

e

核燃料施設等に係る検査指摘事項を評価する場合

本附属書を適用する場合は慎重な検討が必要であることから、評価担当者が c 又は d に該当すると判断した場合は、事前 SERP を開催し、その判断に係る合理的な理由を示した上で、本附属書の適用可否につい した場合は、予備的な SERP を開催し、その判断に係る合理的な理由を示した上で、本附属書の適用可否にて意思決定を行う。
本附属書を適用する場合の例としては、他の附属書の評価手法を適用するために新たに研究、実験、調記載の適正化
・附属書 10 新設
により削除
記載の適正化

ついて意思決定を行う。
本附属書を適用する場合の例としては、他の附属書の評価手法を適用するために新たに研究、実験、調査、専門家意見の聴取等が必要な場合や、これらを行った結果適切な期間内に意思決定が不可能となる場合 査、専門家意見の聴取等が必要な場合や、これらを行った結果適切な期間内に意思決定が不可能となる場合が挙げられる。

が挙げられる。

4 評価手順

4 評価手順4.1 初期境界評価(1) 実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合は、当該事項に関する定性的及び定量的な

4.1 初期境界評価(1)

実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の場合は、当該事項に関する定性的及び定量的な情報を基に、保守的な条件（現実の条件とは一致しないが、安全重要度評価の結果が現実の状況情報を基に、保守的な条件（現実の条件とは一致しないが、安全重要度評価の結果が現実の状況を上回ることがないような条件）を仮定した場合の境界評価の実施を検討し、境界評価によってを上回ることがないような条件）を仮定した場合の境界評価の実施を検討し、境界評価によって検査指摘事項が「緑」となった場合は、安全重要度評価を終了する。

検査指摘事項が「緑」となった場合は、安全重要度評価を終了する。

記載の適正化

核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の・附属書 10 新設

場合であって境界評価が困難な場合又は境界評価によって検査指摘事項の安全重要度が「緑」をにより削除(2) 境界評価が困難な場合又は境界評価によって検査指摘事項の安全重要度が「緑」を超える可能(2)

性があることが示される場合は、次項に進む。

超える可能性があることが示される場合は、次項に進む。
4.2 検査指摘事項に係る指標の評価(1) 境界評価が困難な場合又は安全重要度が「緑」を超える可能性がある検査指摘事項については、

4.2 検査指摘事項に係る指標の評価(1)

以下の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、その他の考慮するべき情報を含め、記載の適正化

核燃料施設等における検査指摘事項の場合や、実用発電用原子炉施設における検査指摘事項の・附属書 10 新設

場合であって境界評価が困難な場合又は安全重要度が「緑」を超える可能性がある検査指摘事項

により削除

3

- 338 -

総合的に考慮した上で検査指摘事項の安全重要度を評価する。

については、以下の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、その他の考慮するべき情報を含め、総合的に考慮した上で検査指摘事項の安全重要度を評価する。
特に、核燃料施設等においては、添付２に示す「核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設
安全）の視点」も考慮する。

記載の適正化
・附属書 10 新設
により削除

a

原子力施設の深層防護に対する影響a

原子力施設の深層防護に対する影響b

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

b

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

c

パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

c

パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲d

劣化状態の継続期間

d

劣化状態の継続期間

e

事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性

e事業者の対応処置による影響緩和の程度及び可能性f

劣化状態に対する事業者の検出能力f

劣化状態に対する事業者の検出能力

記載の適正化g

事業者の是正処置及び未然防止処置の有効性

g

事業者の是正処置及び未然防止処置の有効性

・a～g の評価に添

これらは添付１の点数評価手法の考え方を参考に安全重要度を評価する。

付１は参考となる
ため追記(2) 検査指摘事項に対し、(1)の指標及び安全重要度の評価を行う際、一定の客観性及び説明性を確(2) 実用発電用原子炉施設に係る検査指摘事項に対し、(1)の指標及び安全重要度の評価を行う際、 記載の適正化

保する観点から、添付１に示す「発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価

一定の客観性及び説明性を確保する観点から、添付１に示す「発電用原子炉施設のリスクを表す

・附属書 10 新設

手法」を用いることができる。

定性的基準に対する点数評価手法」を用いることができる。なお、核燃料施設等についても、添により削除

付１を参考にすることができる。
4.3 評価根拠の文書化

4.3 評価根拠の文書化(1) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」を超える安全重要度となった場合、評価(1) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」を超える安全重要度となった場合、評価の根拠となった全ての情報を表 4.3-1 の様式を用いて文書化し、SERP において提示した上で、安の根拠となった全ての情報を表 4.3-1 の様式を用いて文書化し、SERP において提示した上で、安全重要度の評価に係る意思決定を行う。

全重要度の評価に係る意思決定を行う。

(2) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」となった場合、評価の根拠となった全て(2) 本附属書による評価結果が「緑」又は「追加対応なし」となった場合、評価の根拠となった全ての情報を報告書に記載する。

の情報を報告書に記載する。

表 4.3-1 定性的基準を用いた安全重要度評価に係る判断根拠評価に用いる指標等

適用可能な
指標か

指標の状態を表す情報及び評価表 4.3-1 定性的基準を用いた安全重要度評価に係る判断根拠評価に用いる指標等

検査指摘事項に対する境界評
価の結果検査指摘事項に対する境界評
価の結果

原子力施設の深層防護に対す
る影響

原子力施設の深層防護に対する影響

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度

4- 339 -

適用可能な指標か指標の状態を表す情報及び評価パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲

劣化状態の継続期間

劣化状態の継続期間

事業者の対応処置による影響
緩和の程度及び可能性

事業者の対応処置による影響
緩和の程度及び可能性

劣化状態に対する事業者の検出能力劣化状態に対する事業者の検出能力事業者の是正処置及び未然防止処置の有効性

事業者の是正処置及び未然防止処置の有効性

その他考慮すべき情報

その他考慮すべき情報

安全重要度評価結果（色）：安全重要度評価結果（色）：〇 改正履歴〇 改正履歴改正

改正日

０2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行○附属書ごとに改正できるようにガイドの構

１

2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）

改正の概要

備考

成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化○記載の適正化

２

改正に伴う修正添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

添付１ 発電用原子炉施設のリスクを表す定性的基準に対する点数評価手法

1 基本的な考え方

1

本評価手法は、発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度評価を行う際、「安全重要度評価プ

基本的な考え方
本評価手法は、発電用原子炉施設における検査指摘事項の安全重要度評価を行う際、「安全重要度評価プ

ロセスに関するガイド」の附属書９「定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド」を適用する場合に ロセスに関するガイド」の附属書９「定性的な判断基準に関する安全重要度評価ガイド」を適用する場合において、一定の客観性及び説明性を確保するため、リスクを表す定性的基準に対する発電用原子炉施設の状 おいて、一定の客観性及び説明性を確保するため、リスクを表す定性的基準に対する発電用原子炉施設の状態を定量化（点数化）し、安全重要度を判断する際の参考情報を提供することを目的としている。
具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって影響を受けた発電用原子炉施設の安全機能に態を定量化（点数化）し、安全重要度を判断する際の参考情報を提供することを目的としている。
具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって影響を受けた発電用原子炉施設の安全機能に着眼し、下記①から③の定性的基準の指標に対してそれぞれ点数評価を行い、合算した評価値（以下「指標 着眼し、下記①から③の定性的基準の指標に対してそれぞれ点数評価を行い、合算した評価値（以下「指標統合値」という。
）を算定する。ここでいう安全機能とは、監視領域の目的を達成するために、所定の性能統合値」という。
）を算定する。ここでいう安全機能とは、監視領域の目的を達成するために、所定の性能を発揮することが必要な設備と当該設備の性能発揮に必要な発電用原子炉設置者（以下本添付１においてを発揮することが必要な設備と当該設備の性能発揮に必要な発電用原子炉設置者（以下本添付１において
5- 340 -

「事業者」という。
）の活動により達成される、発電用原子炉施設の安全維持のための機能である。

「事業者」という。
）の活動により達成される、発電用原子炉施設の安全維持のための機能である。

①発電用原子炉施設の安全確保状態①発電用原子炉施設の安全確保状態②劣化状態の継続期間②劣化状態の継続期間③事業者の改善措置能力③事業者の改善措置能力

これらの定性的基準に対する点数評価は、事業者の PRA モデルを用いて原子力規制庁が実施した試計算

これらの定性的基準に対する点数評価は、事業者の PRA モデルを用いて原子力規制庁が実施した試計算

１

結果 を踏まえ、検査指摘事項による劣化状態が表 1-1 のような場合、およそ右の安全重要度と評価される 結果１を踏まえ、検査指摘事項による劣化状態が表 1-1 のような場合、およそ右の安全重要度と評価されるように設定を行った。

ように設定を行った。
表 1-1 点数評価の水準

表 1-1 点数評価の水準

定性的基準

検査指摘事項による劣化状態

安全重要度の程度

定性的基準

検査指摘事項による劣化状態

安全重要度の程度

安全確保

10 日間、単一の安全機能が劣化状態になった場合

緑

安全確保

10 日間、単一の安全機能が劣化状態になった場合

緑状態

10 日間、単一の安全機能が喪失した場合

白状態

10 日間、単一の安全機能が喪失した場合

白10 日間、２つ以上の安全機能が喪失した場合

黄10 日間、２つ以上の安全機能が喪失した場合

黄劣化状態の継続期間が 100 日

安全重要度の程度

劣化状態の継続期間が 100 日

安全重要度の程度（上記 10 日に対して 10 倍）になった場合を１つ上げる（上記 10 日に対して 10 倍）になった場合を１つ上げる

継続期間

継続期間

──────

──────

１

１

ゼル発電機の機能喪失を仮定した評価を実施

ゼル発電機の機能喪失を仮定した評価を実施

2 評価手順2

四国電力株式会社伊方発電所の PRA モデルを使用し、高圧炉心注入系、低圧炉心注入系及び非常用ディー

2.1 影響を受けた安全機能及び事故シナリオの特定検査指摘事項により影響を受けた安全機能を抽出し、影響を受けた期間の発電用原子炉施設の状態において、本来維持されるべき安全機能が劣化することにより影響を受ける事故シナリオを特定する。

四国電力株式会社伊方発電所の PRA モデルを使用し、高圧炉心注入系、低圧炉心注入系及び非常用ディー

評価手順
2.1 影響を受けた安全機能及び事故シナリオの特定検査指摘事項により影響を受けた安全機能を抽出し、影響を受けた期間の発電用原子炉施設の状態において、本来維持されるべき安全機能が劣化することにより影響を受ける事故シナリオを特定する。

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）により劣化状態となった設備又は活動が、劣化状態

具体的には、検査指摘事項（パフォーマンス劣化）により劣化状態となった設備又は活動が、劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態（出力運転中、燃料交換作業中、長期停止中等）においてが継続していた期間の発電用原子炉施設の状態（出力運転中、燃料交換作業中、長期停止中等）において維持されるべき安全機能に対しどのような役割を担っているのかを確認し、当該安全機能の劣化により事維持されるべき安全機能に対しどのような役割を担っているのかを確認し、当該安全機能の劣化により事故の発生防止、影響緩和又はその両方に直接的に影響を及ぼすことが明確であるような事故シナリオを特故の発生防止、影響緩和又はその両方に直接的に影響を及ぼすことが明確であるような事故シナリオを特

定する。

定する。

【留意点】

【留意点】

○事故シナリオを特定する際は、評価時点で可能な範囲において、起因事象の発生頻度、○事故シナリオを特定する際は、評価時点で可能な範囲において、起因事象の発生頻度、発電用原子炉施設の状態、事故対応が失敗した場合の結果（炉心損傷、格納容器損傷

発電用原子炉施設の状態、事故対応が失敗した場合の結果（炉心損傷、格納容器損傷等）等について事実関係を整理した上で、事業者の認識についても確認する。

等）等について事実関係を整理した上で、事業者の認識についても確認する。

6- 341 -

2.2 発電用原子炉施設の安全確保状態の評価
発電用原子炉施設の安全確保状態を評価する上で、考慮する要素として(a)安全裕度、(b)深層防護及び(c)共通要因を対象として点数評価を行う。
(a)安全裕度

2.2 発電用原子炉施設の安全確保状態の評価
発電用原子炉施設の安全確保状態を評価する上で、考慮する要素として(a)安全裕度、(b)深層防護及び(c)共通要因を対象として点数評価を行う。
(a)安全裕度特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能の劣化の程度について評価を行う。評価点数は、検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機能の劣化の程度について評価を行う。評価点数は、０点から４点までとし、劣化の程度に応じた点数とする（当該安全機能が果たすべき性能を喪失して０点から４点までとし、劣化の程度に応じた点数とする（当該安全機能が果たすべき性能を喪失している状態を４点とする）。

いる状態を４点とする）。

具体的には、劣化状態にあった設備又は活動に関し、具体的には、劣化状態にあった設備又は活動に関し、・ 事業者が定めた運用上維持すべき状態

・ 事業者が定めた運用上維持すべき状態

・ 許認可等において技術基準等の要求事項を満足するものとして設定された性能を維持してい・ 許認可等において技術基準等の要求事項を満足するものとして設定された性能を維持している状態
・ 劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態において、特定した事故シナリオに対る状態
・ 劣化状態が継続していた期間の発電用原子炉施設の状態において、特定した事故シナリオに対し事故対応が可能な状態のいずれの状態に該当するのかについて、許認可申請書等の関係図書、事業者の設計文書等を調査し事故対応が可能な状態のいずれの状態に該当するのかについて、許認可申請書等の関係図書、事業者の設計文書等を調査の上、事実関係を整理し劣化状態の評価を行う。

の上、事実関係を整理し劣化状態の評価を行う。

【留意点】

【留意点】

○維持すべき安全機能の性能を実際の設備又は活動がどのように担保しているかにつ○維持すべき安全機能の性能を実際の設備又は活動がどのように担保しているかについて、許認可申請書等の関連図書を十分に確認する必要がある。

いて、許認可申請書等の関連図書を十分に確認する必要がある。

○単一の安全機能に対し２つ以上の系統をもって担保する設計としている場合、劣化し○単一の安全機能に対し２つ以上の系統をもって担保する設計としている場合、劣化した系統以外の系統が健全であることについて十分な根拠に基づき立証可能である場た系統以外の系統が健全であることについて十分な根拠に基づき立証可能である場

合には、劣化状態の評価点数を１／２に減ずることができる。

合には、劣化状態の評価点数を１／２に減ずることができる。

(b)深層防護(b)深層防護特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、(a)で評価の対象とした安全機能以外にも、同一の検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機(a)で評価の対象とした安全機能以外にも、同一の検査指摘事項により直接的に影響を受けた安全機

能が存在する場合は、それらに対しても(a)と同様の評価を行い、全ての点数を合算する。

能が存在する場合は、それらに対しても(a)と同様の評価を行い、全ての点数を合算する。

【留意点】

【留意点】

○共通の検査指摘事項に起因しない安全機能の性能低下が発生した場合については、点○共通の検査指摘事項に起因しない安全機能の性能低下が発生した場合については、点

数評価を合算する対象とはしない。例えば、ある設備の系統Ａが劣化状態にあった期

数評価を合算する対象とはしない。例えば、ある設備の系統Ａが劣化状態にあった期

間中に、全く別の要因によって系統Ｂが運転上の制限を逸脱した場合は、２系統の機間中に、全く別の要因によって系統Ｂが運転上の制限を逸脱した場合は、２系統の機能劣化として取り扱うのではなく、それぞれの要因ごとに評価を行う。

能劣化として取り扱うのではなく、それぞれの要因ごとに評価を行う。

(c)共通要因(c)共通要因

特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、特定した事故シナリオに対する発生防止、影響緩和又はその両方の役割を有する安全機能のうち、(a)又は(b)において評価した安全機能の劣化状態に対して明確な共通要因を有する安全機能が存在(a)又は(b)において評価した安全機能の劣化状態に対して明確な共通要因を有する安全機能が存在
7- 342 -

する場合は、その安全機能ごとに１点を加点する。

する場合は、その安全機能ごとに１点を加点する。

具体的には、ある検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって設備又は活動が劣化状態になった

具体的には、ある検査指摘事項（パフォーマンス劣化）によって設備又は活動が劣化状態になった場合、当該パフォーマンス劣化又は劣化状態が、他の安全機能を有する設備又は活動の性能に対して場合、当該パフォーマンス劣化又は劣化状態が、他の安全機能を有する設備又は活動の性能に対して明確に影響しうる共通要因が存在すると判断できる場合にのみ加点を行う。

明確に影響しうる共通要因が存在すると判断できる場合にのみ加点を行う。

【留意点】

【留意点】

○ここで評価の対象とする共通要因は、安全機能の劣化状態を生じさせた直接的な原因○ここで評価の対象とする共通要因は、安全機能の劣化状態を生じさせた直接的な原因に関するものであって、背景要因や組織的要因など間接的なものを共通要因として考に関するものであって、背景要因や組織的要因など間接的なものを共通要因として考慮することはしない。

慮することはしない。

2.3 劣化状態の継続期間の評価

2.3 劣化状態の継続期間の評価

劣化状態の継続期間を評価する上で、考慮する要素として(a)継続期間及び(b)対応可能性を対象として劣化状態の継続期間を評価する上で、考慮する要素として(a)継続期間及び(b)対応可能性を対象として点数評価を行う。

点数評価を行う。

(a)継続期間(a)継続期間

2.2 において評価した発電用原子炉施設の安全確保状態を踏まえ、安全機能が劣化状態にあった期間（劣化状態になった時点から正常な状態に復帰した時点までの期間）を評価する。

2.2 において評価した発電用原子炉施設の安全確保状態を踏まえ、安全機能が劣化状態にあった期間（劣化状態になった時点から正常な状態に復帰した時点までの期間）を評価する。

具体的には、本評価手法の基準とした継続期間 10 日を０点とし、期間が 10 倍になった 100 日を４

具体的には、本評価手法の基準とした継続期間 10 日を０点とし、期間が 10 倍になった 100 日を４点と評価する。この考え方は確率論的リスク評価手法の「暴露期間」と同様であり、下記表 2.3-1 の点と評価する。この考え方は確率論的リスク評価手法の「暴露期間」と同様であり、下記表 2.3-1 の点数を目安として評価を行う。

点数を目安として評価を行う。
表 2.3-1 継続期間の目安

表 2.3-1 継続期間の目安

継続期間の目安点数

継続期間の目安

点数

10 日間

０点

10 日間

０点

20 日間

１点

20 日間

１点

30 日間

２点

30 日間

２点

60 日間

３点

60 日間

３点

100 日間４点

100 日間４点

180 日間５点

180 日間５点

300 日間６点

300 日間

６点

【留意点】

【留意点】

○継続期間の点数は、常用対数の式（log10(日数)×4－4）から導出することが可能であ○継続期間の点数は、常用対数の式（log10(日数)×4－4）から導出することが可能であるが、定性的な安全重要度評価の主旨を踏まえると、精緻な数値とするべきではない

るが、定性的な安全重要度評価の主旨を踏まえると、精緻な数値とするべきではないことから、加算する点数はあくまで整数として取り扱うべきである。

ことから、加算する点数はあくまで整数として取り扱うべきである。

(b)回復可能性(b)回復可能性

特定した事故シナリオにおいて、万一起因事象が発生した際、事業者の事故対応の中で安全機能の特定した事故シナリオにおいて、万一起因事象が発生した際、事業者の事故対応の中で安全機能の劣化状態が当然に検出可能であり、また、その安全機能が性能発揮を要求される時点までに安全機能劣化状態が当然に検出可能であり、また、その安全機能が性能発揮を要求される時点までに安全機能を復旧できることを事業者が十分な根拠に基づき立証できる場合は、事故の発生確率を相当程度に低を復旧できることを事業者が十分な根拠に基づき立証できる場合は、事故の発生確率を相当程度に低下させることができるものとして評価し、継続期間の点数を１／２に減ずる。

下させることができるものとして評価し、継続期間の点数を１／２に減ずる。
8- 343 -

記載の適正化

【留意点】【留意点】○「安全機能の劣化状態が当然に検出可能」とは、例えば、○「安全機能の劣化状態が当然に検出可能」とは、例えば、・ 安全機能を有する設備が動作する前に警報装置等で異常が認知できる・ 安全機能を有する設備が動作する前に警報装置等で異常が認知できる・ 事故対処に係る手順書の中で状態を確認する行為が規定されている

・ 事故対処に係る手順書の中で状態を確認する行為が規定されているなどが挙げられる。

などが挙げられる。

2.4 事業者の改善措置能力の評価

2.4 事業者の改善措置能力の評価

事業者の改善措置能力を評価する上で、考慮する要素として(a)検査指摘事項の特定者、(b)是正処置計

事業者の改善措置能力を評価する上で、考慮する要素として(a)検査指摘事項の特定者、(b)是正処置計

画の適切性、(c)過去の是正処置の有効性及び(d)過去の予防処置の有効性を対象として点数評価を行う。

画の適切性、(c)過去の是正処置の有効性及び(d)過去の予防処置の有効性を対象として点数評価を行う。

(a)検査指摘事項の特定者
事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出し、適切に検査指摘事項（パフォーマンス

(a)検査指摘事項の特定者
事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出し、適切に検査指摘事項（パフォーマンス

劣化）として評価及び特定をしていた場合は、１点を減点する。

劣化）として評価及び特定をしていた場合は、１点を減点する。

【留意点】

【留意点】

○「事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出」した場合とは、例えば、○「事業者自らが安全機能の劣化状態が顕在化する前に検出」した場合とは、例えば、事業者自らが自主点検等の安全活動によって設備の劣化状態を検出した場合などが事業者自らが自主点検等の安全活動によって設備の劣化状態を検出した場合などが挙げられる。一方、油脂類の漏えいや異音など明らかな設備異常が確認された場合、挙げられる。一方、油脂類の漏えいや異音など明らかな設備異常が確認された場合、事業者より先に原子力検査官が検出した場合、運転上の制限を逸脱していないことを事業者より先に原子力検査官が検出した場合、運転上の制限を逸脱していないことを確認するためのサーベイランス試験で判明した場合、実際に安全機能が要求された時確認するためのサーベイランス試験で判明した場合、実際に安全機能が要求された時点で判明した場合等は該当しない。

点で判明した場合等は該当しない。

(b)是正処置計画の適切性
原子力検査官が検査指摘事項を検出した時点において、既に事業者が是正の取組を進めており、そ(b)是正処置計画の適切性
原子力検査官が検査指摘事項を検出した時点において、既に事業者が是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合は、１点を減点する。

の内容が妥当なものと判断できる場合は、１点を減点する。

【留意点】

【留意点】

○「是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合」とは、例えば、○「是正の取組を進めており、その内容が妥当なものと判断できる場合」とは、例えば、・ 不適合（劣化状態）の状況が適切に認識され、対応策が検討され、又は既に示され・ 不適合（劣化状態）の状況が適切に認識され、対応策が検討され、又は既に示され

ている

ている

・ 不適合への対処が完了し、又はその計画が示されている・ 不適合への対処が完了し、又はその計画が示されている

・ 必要な原因調査に関する計画が示されている

・ 必要な原因調査に関する計画が示されている・ 原因が特定されている場合は、是正処置の計画が示されている・ 原因が特定されている場合は、是正処置の計画が示されているなど、事業者が是正処置に係る適切な対策又はその方針を意思決定し、組織内で共有など、事業者が是正処置に係る適切な対策又はその方針を意思決定し、組織内で共有していると判断できる場合をいう。

していると判断できる場合をいう。

(c)過去の是正処置の有効性
過去に、当該施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わ(c)過去の是正処置の有効性
過去に、当該施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わ
9- 344 -

らず、適切な是正処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できらず、適切な是正処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる場合は、１点を加点する。

る場合は、１点を加点する。

【留意点】

【留意点】

○「同様のパフォーマンス劣化」とは、劣化状態の直接原因が同様のもの、という意味○「同様のパフォーマンス劣化」とは、劣化状態の直接原因が同様のもの、という意味

であり、必ずしも同一の設備又は活動に係る検査指摘事項に限定されるものではなであり、必ずしも同一の設備又は活動に係る検査指摘事項に限定されるものではない。

い。

○一方、例えば「手順書の不備」という幅広い共通点をもって過去のパフォーマンス劣○一方、例えば「手順書の不備」という幅広い共通点をもって過去のパフォーマンス劣化と同様と判断することは適切ではなく、検査指摘事項の情報をよく整理した上で、化と同様と判断することは適切ではなく、検査指摘事項の情報をよく整理した上で、過去の是正処置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断

過去の是正処置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

できる合理的な理由が必要である。

(d)過去の予防処置の有効性(d)過去の予防処置の有効性

過去に、他施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わら過去に、他施設において、検査指摘事項と同様のパフォーマンス劣化が検出されていたにも関わらず、適切な予防処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる

ず、適切な予防処置が講じられなかった結果、安全機能の劣化状態に至ったものであると判断できる

場合は、１点を加点する。

場合は、１点を加点する。

【留意点】

【留意点】

○是正処置の有効性と同様に、過去に他施設の不適合情報に対し事業者が講じた予防処○是正処置の有効性と同様に、過去に他施設の不適合情報に対し事業者が講じた予防処置についてよく調査した上で、過去の処置が適切に実施されていれば再発を防止する置についてよく調査した上で、過去の処置が適切に実施されていれば再発を防止することが可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

ことが可能だったと判断できる合理的な理由が必要である。

2.5 指標統合値の評価

2.5 指標統合値の評価

2.2 から 2.4 で評価した３つの指標に対する点数を、全て合算したものを指標統合値とする。指標
統合値は表 2.5-1 の水準に照らし、安全重要度評価の参考とすることができる。

2.2 から 2.4 で評価した３つの指標に対する点数を、全て合算したものを指標統合値とする。指標
統合値は表 2.5-1 の水準に照らし、安全重要度評価の参考とすることができる。

表 2.5-1 指標統合値と重要度の対応
指標統合値
安全重要度

４点未満
緑

４点以上、

８点以上、

８点未満

12 点未満白黄

表 2.5-1 指標統合値と重要度の対応
12 点以上

指標統合値

赤

安全重要度

４点未満
緑

４点以上、

８点以上、

８点未満

12 点未満白黄12 点以上赤添付２ 核燃料施設等の安全重要度評価（原子力施設安全）の視点

記載の適正化
・附属書 10 新設

核燃料施設等では、実用発電用原子炉施設での PRA 等から得られるリスク情報に相当するものとして、取り扱う核燃料物質の潜在的な危険性の視点が重要である。
核燃料物質の潜在的な危険性は、核燃料物質そのものが持つ危険性に加えて、液体や固体などの物質の状
態、化学的毒性、有機溶媒などの混在物、温度、圧力などによる危険性がある。
例えば、○ウランよりプルトニウムの方が臨界になりやすく比放射能が高い。
○液体は、臨界、漏れ及び水素発生などのリスクが高い。
10- 345 -

により削除

○気体及び粉末は臨界にはなりにくいが、飛散するため、吸入のリスクがある。
○固体は、取扱いが容易で飛散のリスクが低い。
○高レベル廃棄物は線量が高く被ばくのリスクが高く、発熱がある。
などであり、これらの状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベルを以下の表に示す。
表

代表的な核燃料物質等の状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベル（例）
気体
液体（粉末及びエアロゾル

固体

を含む）
プルトニウム

レベル５

レベル４

レベル３

ウラン（濃縮度５％超）

レベル４

レベル３

レベル２

ウラン（濃縮度５％以下）

レベル３

レベル２

レベル１

高レベル廃棄物

レベル５

レベル４

レベル３

低レベル廃棄物

レベル３

レベル２

レベル１

その他、核燃料物質の化学的毒性、有機溶媒の混在、温度、圧力などの影響も考慮。
注）本添付は、今後とも性状やレベルの程度等を含め検討を進めるとともに、必要に応じて改正を行うもの
とする。

11

- 346 -

原子力規制検査における追加検査運用ガイド（新旧対照表）1- 347 -

（下線部分は改正部分）
改

後

改

正

前

原子力規制検査における追加検査運用ガイド

原子力規制検査における追加検査運用ガイド（GI0011_r3）（GI0011_r2）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

目
1 目的

正

次

............................................................................................ 2

目
1 目的

次

............................................................................................ 2

2 用語の定義.................................................................................... 2

2 用語の定義.................................................................................... 23 検査要件....................................................................................... 23 検査要件....................................................................................... 24 追加検査の実施内容について.......................................................... 34 追加検査の実施内容について.......................................................... 3

4.1 追加検査の開始............................................................................. 3

4.1 追加検査の開始............................................................................. 3

4.2 追加検査実施の体制等................................................................... 4

4.2 追加検査実施の体制等................................................................... 45 追加検査結果を踏まえた対応............................................................ 45 追加検査結果を踏まえた対応............................................................ 4

５.1 追加検査結果の報告及び対応区分への反映..................................... 4

５.1 追加検査結果の報告及び対応区分への反映..................................... 4

5.2 基本検査への反映......................................................................... 5

5.2 基本検査への反映......................................................................... 56 検査等の実施に係る手続等.............................................................. 56 検査等の実施に係る手続等.............................................................. 5

6.1 追加検査の実施に係る事業者への通知............................................. 5

6.1 追加検査の実施に係る事業者への通知............................................. 5

6.2 追加検査完了後の手続................................................................... 5

6.2 追加検査完了後の手続................................................................... 5

1 目的

1

目的

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力

本ガイドは、原子力規制検査等実施要領（原規規発第 1912257 号-1 令和元年 12 月 25 日 原子力規制庁長官決定）に基づき、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 年法律第規制庁長官決定）に基づき、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。以下「法」という。
）第 57 条の８で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者

166 号。以下「法」という。）第 57 条の８で定義されている原子力事業者等及び核原料物質を使用する者（以下「事業者」と総称する。
）が所有する施設において、法第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制（以下「事業者」と総称する。
）が所有する施設において、法第 61 条の２の２の規定に基づく原子力規制検査のうち原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。以下「規則」とい検査のうち原子力規制検査等に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第１号。以下「規則」という。
）第３条第２項に基づく追加検査を実施するためのプロセス、検査の内容等の運用について定めたもう。
）第３条第２項に基づく追加検査を実施するためのプロセス、検査の内容等の運用について定めたも

のである。

のである。

追加検査を実施し、検査指摘事項等に対する事業者の改善活動等の安全活動を監視することにより、被追加検査を実施し、検査指摘事項等に対する事業者の改善活動等の安全活動を監視することにより、被規制者のパフォーマンスの改善、対応区分の変更及び以降の基本検査に役立てる。

規制者のパフォーマンスの改善、対応区分の変更及び以降の基本検査に役立てる。

2 用語の定義2(1)追加検査１(1)追加検査１

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に軽微な劣化がある状態(2)追加検査２

用語の定義
各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に軽微な劣化がある状態(2)追加検査２2- 348 -

改正理由
改正に伴う修正

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に中程度の劣化がある状態

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に中程度の劣化がある状態(3)追加検査３(3)追加検査３

各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に長期間にわたる又は重大各監視領域における活動目的は満足しているが、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
3

な劣化がある状態

検査要件

3

追加検査の実施は、対応区分に従って決定する。

検査要件
追加検査の実施は、対応区分に従って決定する。

(1)追加検査１の実施(1)追加検査１の実施

a.実用発電用原子炉施設

a.実用発電用原子炉施設

一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている場合に実施する。

一つの監視領域（大分類）において白が１又は２生じている場合に実施する。

b.核燃料施設等

b.核燃料施設等※１「追加対応あり」があった場合、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）

によって決定された追加検査の程度に応じて実施する。

指摘事項（追加対応あり）があった場合、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。
）※１

記載の適正化によって決定された追加検査の程度に応じて実施する。

・核燃料施設等の検査指摘事項の重※１ 「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」参照※１ 「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」参照

要度及び安全実績指標の分類名称を(2)追加検査２の実施(2)追加検査２の実施

a.実用発電用原子炉施設
一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監視領域（小分類）の劣化」という。）又は、一つの監視領域（大分類）において白が３生じている場合に実施する。

a.実用発電用原子炉施設
一つの監視領域（小分類）において白が３以上又は黄が１生じている（以下「監視領域（小分類）の劣化」という。）又は、一つの監視領域（大分類）において白が３生じている場合に実施する。

b.核燃料施設等

b.核燃料施設等

追加検査１と同じく、SERPによって決定された追加検査の程度に応じて実施する。
(3)追加検査３の実施(3)追加検査３の実施

a.実用発電用原子炉施設
監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている

追加検査１と同じく、SERPによって決定された追加検査の程度に応じて実施する。

a.実用発電用原子炉施設※２

又は、監視領域（小分類）の劣化が２以

監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている ※ ２ 又は、監視領域（小分類）の劣化が２以上生じている又は、黄が２以上又は赤が１生じている場合に実施する。

上生じている又は、黄が２以上又は赤が１生じている場合に実施する。

※２ 「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小※２ 「監視領域（小分類）の劣化が繰り返し生じている」とは、５四半期を超えて監視領域（小分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場分類）の劣化が生じている状態で、更にいずれかの監視領域（小分類）において白が生じた場

合をいう。

合をいう。

b.核燃料施設等
追加検査１と同じく、SERPによって決定された追加検査の程度に応じて実施する。

b.核燃料施設等
追加検査１と同じく、SERPによって決定された追加検査の程度に応じて実施する。

原子力規制委員会は、追加検査を行おうとするときは、あらかじめ、事業者に対し、追加検査の区分及原子力規制委員会は、追加検査を行おうとするときは、あらかじめ、事業者に対し、追加検査の区分及び検査事項を通知するとともに、報告すべき事項及び期限を示して、安全活動の改善状況に係る報告をび検査事項を通知するとともに、報告すべき事項及び期限を示して、安全活動の改善状況に係る報告を求めるものとする。

求めるものとする。

検査事項とは、対応区分の検査対応にある視点等を踏まえ、追加検査で確認する事業者の安全活動等を記載するものである。

検査事項とは、対応区分の検査対応にある視点等を踏まえ、追加検査で確認する事業者の安全活動等を記載するものである。

3- 349 -変更

4 追加検査の実施内容について

4

4.1 追加検査の開始

4.1 追加検査の開始(1) 追加検査１の場合

追加検査の実施内容について(1) 追加検査１の場合事業者から、検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキ事業者から、検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキ

ュリティ文化要素の劣化兆候の特定及び改善措置活動の計画が決定した旨等の報告を受理し、原子ュリティ文化要素の劣化兆候の特定及び改善措置活動の計画が決定した旨等の報告を受理し、原子力規制庁の担当部門が検査を実施可能と判断した後、追加検査を行う。

力規制庁の担当部門が検査を実施可能と判断した後、追加検査を行う。

(2) 追加検査２の場合(2) 追加検査２の場合事業者から、検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキ事業者から、検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキ

ュリティ文化要素の劣化兆候の特定及び改善措置活動の計画が決定した旨等の報告を受理し、原子ュリティ文化要素の劣化兆候の特定及び改善措置活動の計画が決定した旨等の報告を受理し、原子力規制庁の担当部門が検査を実施可能と判断した後、追加検査を行う。

力規制庁の担当部門が検査を実施可能と判断した後、追加検査を行う。

(3) 追加検査３の場合(3) 追加検査３の場合事業者から改善措置活動の計画について報告を受理した後、当該計画を踏まえた検査の計画を作事業者から改善措置活動の計画について報告を受理した後、当該計画を踏まえた検査の計画を作成し、追加検査を行う。

成し、追加検査を行う。

本追加検査の対象となる検査指摘事項は重大な問題を抱えている場合が多いことから、事業者が本追加検査の対象となる検査指摘事項は重大な問題を抱えている場合が多いことから、事業者が行う検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキュリティ文

行う検査指摘事項に関する直接原因の特定、根本的な原因の特定、安全文化及び核セキュリティ文

化要素の劣化兆候の特定（第三者により実施された安全文化及び核セキュリティ文化の評価を含む化要素の劣化兆候の特定（第三者により実施された安全文化及び核セキュリティ文化の評価を含む。）及び改善措置活動の計画が終了していない場合でも、追加検査３実施のための準備を進めるこ。）及び改善措置活動の計画が終了していない場合でも、追加検査３実施のための準備を進めることができる。

とができる。

4.2 追加検査実施の体制

4.2 追加検査実施の体制

各担当部門は、追加検査の検査事項を勘案して専門的な知識を有する原子力検査官（以下「検査官各担当部門は、追加検査の検査事項を勘案して専門的な知識を有する原子力検査官（以下「検査官」という。）を指名し、以下の体制を目安として検査のチームを編成する。

」という。）を指名し、以下の体制を目安として検査のチームを編成する。

なお、チーム編成の際には、追加検査実施の起因となった指摘事項を発見した検査官又はその検査

なお、チーム編成の際には、追加検査実施の起因となった指摘事項を発見した検査官又はその検査のリーダー等を含めて、関連する情報を共有できる体制を構築することが望ましい。

のリーダー等を含めて、関連する情報を共有できる体制を構築することが望ましい。

(1) 追加検査１(1) 追加検査１

専門的な知識を有する検査官１～２人及び対象事業者の施設を担当する原子力規制事務所（以下

専門的な知識を有する検査官１～２人及び対象事業者の施設を担当する原子力規制事務所（以下「事務所」という。）の検査官の計２～３人の体制とする。

「事務所」という。）の検査官の計２～３人の体制とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約40人・時間程度を目安とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約40人・時間程度を目安とする。

(2) 追加検査２(2) 追加検査２

専門的な知識を有する検査官３～４人及び事務所の検査官の計５～６人の体制とする。

専門的な知識を有する検査官３～４人及び事務所の検査官の計５～６人の体制とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約200人・時間程度を目安とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約200人・時間程度を目安とする。

(3) 追加検査３(3) 追加検査３

専門的な知識を有する検査官及び事務所の検査官合わせて10～20人程度で体制とする。

専門的な知識を有する検査官及び事務所の検査官合わせて10～20人程度で体制とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約2000人・時間程度を目安とする。

本追加検査に要する時間は、対応する検査官全員で約2000人・時間程度を目安とする。

5 追加検査結果を踏まえた対応

5

5.1 追加検査結果の報告及び対応区分への反映

5.1 追加検査結果の報告及び対応区分への反映

追加検査を行った担当部門が事業者の活動による改善の効果を確認した場合は、検査を完了し、当追加検査結果を踏まえた対応
追加検査を行った担当部門が事業者の活動による改善の効果を確認した場合は、検査を完了し、当4- 350 -

該検査結果及び新しい対応区分を原子力規制委員会に報告する※３。

該検査結果及び新しい対応区分を原子力規制委員会に報告する※３。

※３ 追加検査は事業者の検査指摘事項等に対する改善措置活動の計画等の状況を確認するものであ※３ 追加検査は事業者の検査指摘事項等に対する改善措置活動の計画等の状況を確認するものであり、検査官が適切であると認めるまで検査は継続することから、最終的な検査結果として、事り、検査官が適切であると認めるまで検査は継続することから、最終的な検査結果として、事業者により改善措置活動の計画が適切に実施されていることを報告することにより、対応区分

業者により改善措置活動の計画が適切に実施されていることを報告することにより、対応区分

を第１区分に変更することとなる。

を第１区分に変更することとなる。

5.2 基本検査への反映

5.2 基本検査への反映

各担当部門は、追加検査で得られた情報について当該施設を担当する事務所の検査官などと共有し、各担当部門は、追加検査で得られた情報について当該施設を担当する事務所の検査官などと共有し、各担当部門又は事務所の検査官が継続的にその後の事業者の状況を監視する必要があると判断した場

各担当部門又は事務所の検査官が継続的にその後の事業者の状況を監視する必要があると判断した場

合は、当該情報を監視するための基本検査の検査対象とする。

合は、当該情報を監視するための基本検査の検査対象とする。

6 検査等の実施に係る手続等

6

検査等の実施に係る手続等

6.1 追加検査の実施に係る事業者への通知

6.1 追加検査の実施に係る事業者への通知

検査指摘事項の評価に従って対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に設定した場合、追加検査

検査指摘事項の評価に従って対応区分を第２区分、第３区分又は第４区分に設定した場合、追加検査の実施が必要となるが、追加検査の詳細なスケジュール等は、各担当部門が事業者と調整した上で、決の実施が必要となるが、追加検査の詳細なスケジュール等は、各担当部門が事業者と調整した上で、決定、通知する。

定、通知する。

追加検査の実施に当たっては、規則第７条に基づき当該事業者に対して対応する手数料の納付を納入告知書の交付により求める。

追加検査の実施に当たっては、規則第７条に基づき当該事業者に対して対応する手数料の納付を納入告知書の交付により求める。

6.2 追加検査完了後の手続

6.2 追加検査完了後の手続各担当部門は、各追加検査の結果及び新しい対応区分を事業者に通知する。

各担当部門は、各追加検査の結果及び新しい対応区分を事業者に通知する。

また、検査監督総括課は、これらを原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。ただし、核また、検査監督総括課は、これらを原子力規制委員会のホームページに掲載し公表する。ただし、核物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報は除くものとする。

物質防護のために必要な措置に関する詳細な情報は除くものとする。

〇改正履歴

〇改正履歴

改正

改正日

０

2020/04/01

１
２

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01

施行

2021/03/15

ページ番号の見直し

１

2021/03/15

ページ番号の見直し

2021/04/21

記載の適正化２

2021/04/21

記載の適正化

2021/07/21
表紙修正

改正の概要

備考

2021/07/21
表紙修正
改正に伴う修正３

5- 351 -

基本検査運用ガイド
定期事業者検査に対する監督（新旧対照表）1- 352 -

（下線部分は改正部分）
改

1.

正

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

定期事業者検査に対する監督

定期事業者検査に対する監督（BM0020_r1）（BM0020_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1. 監視領域

大分類：「原子力施設安全」

大分類:｢原子力施設安全｣小分類：「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」

小分類:｢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「公衆に対する放射線安全」「従業員に対する放射線安全」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、に対する放射線安全｣｢従業員に対する放射線安全｣(実用炉､研開炉､試験炉､再処理､加工)

加工）｢臨界防止｣｢拡大防止･影響緩和｣｢閉じ込めの維持｣｢非常時の対応｣｢公衆に対する放射線安全｣｢「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」「公衆に対する放射線

従業員に対する放射線安全｣(貯蔵､管理)

安全」「従業員に対する放射線安全」（貯蔵、管理）改正理由

改正に伴う修正

記載の適正化（誤記）

検査分野:｢施設管理｣

検査分野：「施設管理」
2.

検査目的

2. 検査目的

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。以下「法」という

法第43条の3の16第2項(原子力施設の種別毎の条項は表1に示す)に基づき､事業者が原子力施設の異常。）第43条の３の16第２項（原子力施設の種別毎の条項は表１に示す）に基づき、事業者が原子力施設の異状態の発生防止､異常状態の影響緩和及び放射性物質の閉じ込め維持などの安全機能を確保するため､安常状態の発生防止、異常状態の影響緩和及び放射性物質の閉じ込め維持などの安全機能を確保するため、全上重要な機能を有する設備､系統､機械及び器具(以下｢機器等｣という｡)に対して定期事業者検査を実施

安全上重要な機能を有する設備、系統、機械及び器具（以下「機器等」という。）に対して定期事業者検査し､当該機器等が技術基準に適合していることを確認することが求められている｡(定期事業者検査(以下｢を実施し、当該機器等が技術基準に適合していることを確認することが求められている。（定期事業者検事業者検査｣という｡)の運用の詳細については｢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（以下「事業者検査」という。
）の運用の詳細については「原子力事業者等における使用前事業者検査、査､保安のための措置等に係る運用ガイド(GS1001)｣(以下｢保安措置ガイド｣という｡)による｡)

定期事業者検査、保安のための措置等に係る運用ガイド（GS1001）」（以下「保安措置ガイド」という。
）による。
）
本検査において、法第67条の２に規定する原子力検査官（以下「検査官」という。
）は、法第61条の２の本検査において､法第67条の2に規定する原子力検査官(以下｢検査官｣という｡)は､法第61条の2の2第1項

２第１項第１号ロに規定されている事項（事業者検査）のうち、原子力施設の種別毎に表２に示す施行規第1号ﾛに規定されている事項(事業者検査)のうち､原子力施設の種別毎に表2に示す施行規則条項に規定

則条項に規定されている事業者検査の実施状況を監督し、客観的な検査データのレビュー、現場での監視されている事業者検査の実施状況を監督し､客観的な検査データのレビュー､現場での監視活動等をとお活動等をとおして、事業者の安全活動が確実かつ継続的に行われていることを以下の点に着目して確認す

して､事業者の安全活動が確実かつ継続的に行われていることを以下の点に着目して確認する｡

る。
(a) 定期事業者検査の対象である機器等の性能又は機能が規制要求に適合していることを確認するため(1) 定期事業者検査の対象である機器等の性能又は機能が規制要求に適合していることを確認するために、事業者により科学的・技術的な根拠に基づく検査方法、判定基準等が設定され、品質マネジメンに､事業者により科学的･技術的な根拠に基づく検査方法､判定基準等が設定され､品質マネジメント

トシステムに沿って事業者検査実施要領書（以下「検査要領書」という。
）が策定され、定期的な実システムに沿って事業者検査実施要領書(以下｢検査要領書｣という｡)が策定され､定期的な実施が計施が計画されていること。

画されていること｡(b) 事業者により上記(1)の検査要領書に従って適切な範囲、時期、方法等で定期事業者検査が行われ、機器等の安全機能に係る技術基準に適合していることが確認されていること。
(c) 定期事業者検査で検出された問題について、事業者により不適合及び安全上の問題が適切に特定さ(2) 事業者により上記(1)の検査要領書に従って適切な範囲､時期､方法等で定期事業者検査が行われ､機器等の安全機能に係る技術基準に適合していることが確認されていること｡(3) 定期事業者検査で検出された問題について､事業者により不適合及び安全上の問題が適切に特定され
2- 353 -

記載の適正化（誤記）

れ、事業者の不適合管理及び是正処置プログラムにおいて適切に処理されていること。 また、事業､事業者の不適合管理及び是正処置プログラムにおいて適切に処理されていること｡ また､事業者に者により運転経験反映、国内外の他施設のトラブル情報等が反映され、遅延なく未然防止処置が行わより運転経験反映､国内外の他施設のトラブル情報等が反映され､遅延なく未然防止処置が行われてれていること。

いること｡

検査要件

3. 検査要件

3.1 検査対象

3.1 検査対象

3.

事業者検査の対象施設については全て検査対象となり得るが、本検査では限られた数の検査対象（

事業者検査の対象施設については全て検査対象となり得るが､本検査では限られた数の検査対象(サンプル）を選定し、それらの対象について検査を実施すること（サンプリングベースの検査の実施

サンプル)を選定し､それらの対象について検査を実施すること(サンプリングベースの検査の実施)）とする。サンプル選定に際しては、監視領域小分類「発生防止」、「影響緩和」、「閉じ込めの維持」とする｡サンプル選定に際しては､監視領域小分類｢発生防止｣､｢影響緩和｣､｢閉じ込めの維持｣に係るに係る安全機能を有する機器等のうち、リスク情報等を活用して安全上の重要性が高い機器等又は改安全機能を有する機器等のうち､リスク情報等を活用して安全上の重要性が高い機器等又は改造､修造、修理、トラブル等の理由により系統構成の変更作業が行われた機器等を検査対象として選定する

理､トラブル等の理由により系統構成の変更作業が行われた機器等を検査対象として選定する｡なお､。なお、実用発電用原子炉施設（以下「実用炉」という。
）においては、クラス１、２、３機器、原子実用発電用原子炉施設(以下｢実用炉｣という｡)においては､クラス1､2､3機器､原子炉格納容器及び重炉格納容器及び重大事故等クラス１、２、３機器に係る供用期間中検査については別に定める検査運

大事故等クラス1､2､3機器に係る供用期間中検査については別に定める検査運用ガイド(BM1050)に基用ガイド（BM1050）に基づき行うものとする。

づき行うものとする｡

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表５の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4.

検査手順

記載の適正化（誤記）

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
検査は、表5の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

記載の適正化（誤記）

4. 検査手順

4.1 情報収集

4.1 情報収集

記載の適正化（誤各検査共通事項

各検査共通事項

記）

立会い項目の選定及び立会い方法の検討に資するために、情報へのフリーアクセス、事業者の会議等

立会い項目の選定及び立会い方法の検討に資するために､情報へのフリーアクセス､事業者の会議等へへの陪席又は事業者への情報提供依頼を通じて、個々の機器等に関する検査に必要な情報、施設の環境の陪席又は事業者への情報提供依頼を通じて､個々の機器等に関する検査に必要な情報､施設の環境情報

情報その他検査に必要な情報を入手する。

その他検査に必要な情報を入手する｡

以下は、入手する実用炉データの例を示す。核燃料施設はこれに準じた情報を入手すること。

以下は､入手する実用炉データの例を示す｡核燃料施設はこれに準じた情報を入手すること｡(1)機器等に関する情報(1)機器等に関する情報①各事故シーケンスのリスクに対する寄与度①各事故シーケンスのリスクに対する寄与度②中期的、短期的な各機器等の状態及びリスクに対する寄与度（例えば、ファッセルベズレイ（②中期的､短期的な各機器等の状態及びリスクに対する寄与度(例えば､ファッセルベズレイ(FV)FV）重要度及びリスク増加価値（RAW）の高い機器等のリスト）

重要度及びリスク増加価値(RAW)の高い機器等のリスト)③機器等に係る決定論的重要度分類③機器等に係る決定論的重要度分類④運転、試験、保守、改造などの系統構成の変更を伴う作業の履歴及び工程④運転､試験､保守､改造などの系統構成の変更を伴う作業の履歴及び工程⑤当該機器等に係る他の機器等への波及的影響に関する情報⑤当該機器等に係る他の機器等への波及的影響に関する情報⑥過去に実績のない新たな技術・工法・構造等を導入する場合の詳細情報⑥過去に実績のない新たな技術･工法･構造等を導入する場合の詳細情報⑦事業者検査を行う機器等に係る運転経験に基づく国内外の他施設のトラブル等の反映情報（当⑦事業者検査を行う機器等に係る運転経験に基づく国内外の他施設のトラブル等の反映情報(当委員会からの指示事項を含む。
）。

委員会からの指示事項を含む｡)｡⑧過去の検査における気付き事項、指摘事項及び不適合・是正処置・未然防止処置等の情報⑧過去の検査における気付き事項､指摘事項及び不適合･是正処置･未然防止処置等の情報⑨事業者検査の検査工程（検査場所、検査項目を含む）⑨事業者検査の検査工程(検査場所､検査項目を含む)⑩検査要領書⑩検査要領書⑪作業指示書、調達仕様文書、技術文書、系統図、単線結線図、ブロック図⑪作業指示書､調達仕様文書､技術文書､系統図､単線結線図､ブロック図(2)環境情報(2)環境情報①施設運転状態とこれに対応するリスク情報①施設運転状態とこれに対応するﾘｽｸ情報
3- 354 -

②各機器等の状態に関する情報②各機器等の状態に関する情報③リスクの高まりに対応し、事業者が行っている補完的措置③リスクの高まりに対応し､事業者が行っている補完的措置④施設の放射線管理等に関する情報④施設の放射線管理等に関する情報⑤施設の作業用通路、安全避難通路及び足場設置状況等に関する情報⑤施設の作業用通路､安全避難通路及び足場設置状況等に関する情報(3)その他検査に必要な情報(3)その他検査に必要な情報①品質マネジメントシステム関連文書①品質マネジメントシステム関連文書②保安規定、運転手順書②保安規定､運転手順書③安全性向上評価の結果等③安全性向上評価の結果等④事業者検査プロセスの妥当性を評価した記録（検査方法の妥当性、記録の信頼性を含む。）④事業者検査プロセスの妥当性を評価した記録(検査方法の妥当性､記録の信頼性を含む｡)

4.2 立会い対象の選定及び検査前確認
以下は、各検査共通事項。

4.2 立会い対象の選定及び検査前確認
以下は､各検査共通事項｡(1) 法 43 条の３の 16 第３項及び規則第 57 条の３に基づき事業者から報告（以下「事業者検査報告」と(1) 法 43 条の 3 の 16 第 3 項及び規則第 57 条の 3 に基づき事業者から報告(以下｢事業者検査報告｣といいう。
）を受けた際、検査官は、規則第 57 条の３第２項から第６項及び保安措置ガイドに規定するう)を受けた際､検査官は､規則第 57 条の 3 第 2 項から第 6 項及び保安措置ガイドに規定する報告書

報告書及び添付書類が提出されていることを確認する。

及び添付書類が提出されていることを確認する｡

特に、規則第 57 条の３第３項第１号から第７号に規定した書類は、保安措置ガイドに基づき記載さ

特に､規則第 57 条の 3 第 3 項第 1 号から第 7 号に規定した書類は､保安措置ガイドに基づき記載されれていることを確認する。

ていることを確認する｡

なお、検査運用ガイド（BM0060 保全の有効性評価）において、保全計画の妥当性が確認される場合、

なお､検査運用ガイド(BM0060 保全の有効性評価)において､保全計画の妥当性が確認される場合､相相互に過去の確認結果を共有することとする。

互に過去の確認結果を共有することとする｡(2) 上記データに基づき機器等の安全上の重要度、波及的影響に加え、過去の検査官による監視活動の(2)上記データに基づき機器等の安全上の重要度､波及的影響に加え､過去の検査官による監視活動の結果

結果並びに不適合処置、是正処置及び未然防止処置を踏まえて特に必要と判断される機器等を考慮し並びに不適合処置､是正処置及び未然防止処置を踏まえて特に必要と判断される機器等を考慮しつつ､つつ、立会う機器等を選定する。

立会う機器等を選定する｡

4.3 検査実施

4.3 検査実施

検査官は、検査要領書等の関連書類の確認、事業者及び関係者に対する質問並びに現場への立会い等に検査官は､検査要領書等の関連書類の確認､事業者及び関係者に対する質問並びに現場への立会い等により、以下の事項について、事業者検査の適切性を確認する。

より､以下の事項について､事業者検査の適切性を確認する｡(1)開放、分解等検査（規則第56条第１項第１号に規定する方法による検査。以下同じ。
）(1) 開放､分解等検査(規則第56条第1項第1号に規定する方法による検査｡以下同じ｡)①検査開始前の確認事項

記載の適正化（誤記）

記載の適正化（誤記）①検査開始前の確認事項(a) 検査要領書が適切に定められていること。
（判定基準の根拠は、原子炉設置（変更）許可申請書(a) 検査要領書が適切に定められていること｡(判定基準の根拠は､原子炉設置(変更)許可申請書(（事業指定、事業許可申請書）、設計及び工事の計画（変更）認可申請書、同届出書、過去の検事業指定､事業許可申請書)､設計及び工事の方法(変更)認可申請書､同届出書､過去の検査要領

記載の適正化

査要領書及び検査記録若しくは保安規定に記載されている当該性能・機能に係る数値、技術基準書及び検査記録若しくは保安規定に記載されている当該性能･機能に係る数値､技術基準又は・名称変更に伴う又は適用可能な規格によるものであること。
）

適用可能な規格によるものであること｡)

修正(b) 保全計画又は点検計画における検査対象範囲、検査項目及び実施時期と整合していること。

(b) 保全計画又は点検計画における検査対象範囲､検査項目及び実施時期と整合していること｡(c) これまでの検査及び他施設での知見（当委員会からの指示事項を含む。
）を、社内規定に基づき(c) これまでの検査及び他施設での知見(当委員会からの指示事項を含む｡)を､社内規定に基づき､、必要に応じて反映していること。

必要に応じて反映していること｡(d) 検査に係る不適合については、除去が完了していること。

(d) 検査に係る不適合については､除去が完了していること｡(e) 検査実施体制（責任・権限の明確化含む）が構築され、検査の独立性が確保されていること。

(e) 検査実施体制(責任･権限の明確化含む)が構築され､検査の独立性が確保されていること｡(f) 当該検査に係る要員は、必要な力量を有していること。

(f) 当該検査に係る要員は､必要な力量を有していること｡(g) 所要の校正・適切性確認を行った検査用機器・計器を使用していること。

(g) 所要の校正･適切性確認を行った検査用機器･計器を使用していること｡②検査中の確認・監視事項②検査中の確認･監視事項(a) 検査要領書に従って検査を実施し、技術基準に適合していることを確認していること。

(a) 検査要領書に従って検査を実施し､技術基準に適合していることを確認していること｡(b) 現場においてデータ採取、異常の検知等が適切に行われていること。

(b) 現場においてデータ採取､異常の検知等が適切に行われていること｡
4- 355 -

(c) 機器等に係る隔離、系統構成、検査及び復旧までの工程管理が適切に行われていること。
③検査終了後の確認事項(a) 検査結果を検査要領書の判定基準に照らして適切に判定し、技術基準に適合していることを確(c) 機器等に係る隔離､系統構成､検査及び復旧までの工程管理が適切に行われていること｡③検査終了後の確認事項(a) 検査結果を検査要領書の判定基準に照らして適切に判定し､技術基準に適合していることを確認していること。

認していること｡(b) 不適合があった場合、不適合管理の手続きに沿った対応が行われていること。

(b) 不適合があった場合､不適合管理の手続きに沿った対応が行われていること｡(c) 検査結果の記録が作成され、関係者による確認がなされ、管理された状態で保管されていること(c) 検査結果の記録が作成され､関係者による確認がなされ､管理された状態で保管されているこ。
(2) 機能、性能検査（規則第56条第１項第２号に規定する方法による検査。以下同じ。
）①検査開始前の確認事項と｡(2) 機能､性能検査(規則第56条第1項第2号に規定する方法による検査｡以下同じ｡)①検査開始前の確認事項

4.3(1)①の(a)から(g)に加えて、以下の事項を確認する。

4.3(1)①の(a)から(g)に加えて､以下の事項を確認する｡(a) 機能、作動検査を行う系統構成等は検査要領書どおりで、検査目的に照らして適切であること。

(a)機能､作動検査を行う系統構成等は検査要領書どおりで､検査目的に照らして適切であること｡②定期事業者検査の確認･監視事項②定期事業者検査の確認･監視事項

4.3(1)b.の(a)から(c)に加えて、以下の事項を確認する。

4.3(1)b.の(a)から(c)に加えて､以下の事項を確認する｡(a) 測定データの有効桁数の処理にあっては、判定基準に鑑みて適切に定められており、それに従い(a)測定データの有効桁数の処理にあっては､判定基準に鑑みて適切に定められており､それに行われていること。

従い行われていること｡(b) 検査データの測定時期及び測定点は、検査要領書のとおりで適切であること。

(b)検査データの測定時期及び測定点は､検査要領書のとおりで適切であること｡(c) 事業者がサンプリングを適用する場合は、適切な根拠に基づく方法であること。

(c)事業者がサンプリングを適用する場合は､適切な根拠に基づく方法であること｡③事業者検査終了後の確認事項③事業者検査終了後の確認事項

4.3(1)c.の(a)から(c)に加えて、以下の事項を確認する。

4.3(1)c.の(a)から(c)に加えて､以下の事項を確認する｡(a) 検査データを計算等により処理した結果で判定する場合は、計算等の処理の妥当性を確認して(a)検査データを計算等により処理した結果で判定する場合は､計算等の処理の妥当性を確認しいること。

ていること｡(b)判定基準に係る検査データ以外に､判定するうえで間接的に影響を与える運転パラメータ等(b) 判定基準に係る検査データ以外に、判定するうえで間接的に影響を与える運転パラメータ等を確認していること。
4.4 問題の特定と解決に関する確認を確認していること｡
4.4 問題の特定と解決に関する確認(1) 検査官は、機器等に関する問題が発生した場合、または、検査官が機器等及び事業者検査に関する問(1) 検査官は､機器等に関する問題が発生した場合､または､検査官が機器等及び事業者検査に関する記載の適正化（誤題を検出した場合、事業者の品質マネジメントシステムに係る不適合管理、是正処置及び未然防止処

問題を検出した場合､事業者の品質マネジメントシステムに係る不適合管理､是正処置及び未然防止記）

置の活動が適切に実施されていること（特に、問題の特定、解決及び重要度分類について）を追加し処置の活動が適切に実施されていること(特に､問題の特定､解決及び重要度分類について)を追加して確認する。なお、原子力規制検査の基本検査のうち品質マネジメントシステムの運用（BQ0010）及て確認する｡なお､原子力規制検査の基本検査のうち品質マネジメントシステムの運用(BQ0010)及びび他の基本検査において、上記事業者検査に関する問題の特定と解決に係る活動状況を確認してい他の基本検査において､上記事業者検査に関する問題の特定と解決に係る活動状況を確認している場

る場合は、当該検査をもって本項目に換えることができる。

合は､当該検査をもって本項目に換えることができる｡(2) 過去に実施した事業者検査における検査官の気付き事項等が、事業者の不適合管理及び是正処置においてどのように扱われているか確認する。

(2) 過去に実施した事業者検査における検査官の気付き事項等が､事業者の不適合管理及び是正処置
においてどのように扱われているか確認する｡(3) 機器等の工事に係る調達品の組立て、納入、据付、施工、検査等の調達を受注した業者から報告され(3) 機器等の工事に係る調達品の組立て､納入､据付､施工､検査等の調達を受注した業者から報告された不適合事象、是正処置及び未然防止処置がある場合、事業者の品質マネジメントシステムに係る改た不適合事象､是正処置及び未然防止処置がある場合､事業者の品質マネジメントシステムに係る改善活動が適切に実施されていること（特に、問題の特定、解決及び重要度分類について）を確認する

善活動が適切に実施されていること(特に､問題の特定､解決及び重要度分類について)を確認する｡。

(4) 国内外のトラブル事象の発生に伴い未然防止の観点で､事業者検査の方法等に係る改善の要否に(4) 国内外のトラブル事象の発生に伴い未然防止の観点で、事業者検査の方法等に係る改善の要否について評価し、改善が必要と判断した事象についての反映状況を確認する。
(5) 基本検査の実施期間内における事業者検査に関連する安全活動（工事の施工、検査等）に係る不適合等の履歴全般からサンプリングし、不適合管理、是正処置及び未然防止処置が適切に行われているこ

ついて評価し､改善が必要と判断した事象についての反映状況を確認する｡(5) 基本検査の実施期間内における事業者検査に関連する安全活動(工事の施工､検査等)に係る不適合等の履歴全般からサンプリングし､不適合管理､是正処置及び未然防止処置が適切に行われていることを確認する｡上記(1)のなお書きについては本事項についても適用する｡
5- 356 -

とを確認する。上記(1)のなお書きについては本事項についても適用する。
(6) 本検査実施時、事業者検査の対象範囲以外の範囲において検査官が検出した問題点、上記(1)、(3)及び(5)で確認した不適合管理、是正処置及び未然防止処置については、都度、他検査に関係する検査(6) 本検査実施時､事業者検査の対象範囲以外の範囲において検査官が検出した問題点､上記(1)､(3)
及び(5)で確認した不適合管理､是正処置及び未然防止処置については､都度､他検査に関係する検査官に引き継ぐこととする｡

官に引き継ぐこととする。
5.

検査手引
4.3の検査の実施に際して､留意する事項は以下のとおりである｡

5.1 検査前確認又は事業者検査報告の内容確認に関する留意事項(1)規則第57条の３第１項第一号（原子力施設の種別毎の条項は表３に示す。
）の時期に提出される事業

5. 検査手引
4.3の検査の実施に際して､留意する事項は以下のとおりである｡
5.1 検査前確認又は事業者検査報告の内容確認に関する留意事項(1)規則第57条の3第1項第一号(原子力施設の種別毎の条項は表3に示す｡)の時期に提出される事業者検者検査報告については、以下の事項を確認する。

査報告については､以下の事項を確認する｡①事業者検査報告の本文及び添付書類は、規則第57条の３第２項から第６項に規定するものである①事業者検査報告の本文及び添付書類は､規則第57条の3第2項から第6項に規定するものであることこと。
②当該報告に係る保全サイクルに実施する事業者検査項目及び実施時期を明確に記載し、下述d.の保全計画と整合していること。
③施設管理の目標として、施設レベル及び系統レベルの指標及び目標値が設定され、実績値を踏ま
え評価が行われていること。

｡②当該報告に係る保全サイクルに実施する事業者検査項目及び実施時期を明確に記載し､下述d.の保全計画と整合していること｡③施設管理の目標として､施設レベル及び系統レベルの指標及び目標値が設定され､実績値を踏まえ評価が行われていること｡④施設管理の実施に関する計画（保全計画）のうち、点検計画（機器・系統ごとの点検項目、点検④施設管理の実施に関する計画(保全計画)のうち､点検計画(機器･系統ごとの点検項目､点検の方法の方法、点検の実施頻度、点検の時期、行政指導文書・長期施設管理方針に基づく点検計画、関､点検の実施頻度､点検の時期､行政指導文書･長期施設管理方針に基づく点検計画､関連する事業

連する事業者検査項目等を明記）を策定していること。

者検査項目等を明記)を策定していること｡⑤事業者検査の判定方法として、一定の期間の設定及び技術基準への適合維持を判定する方法に関する基本的な考え方を明確にしていること。

⑤事業者検査の判定方法として､一定の期間の設定及び技術基準への適合維持を判定する方法に関する基本的な考え方を明確にしていること｡⑥事業者検査での判定における一定の期間の設定・変更において考慮した事項として、①原子力施⑥事業者検査での判定における一定の期間の設定･変更において考慮した事項として､①原子力施設

設に係る点検、検査又は取替えの結果の評価（有意な劣化の有無）、②①の劣化の劣化傾向の評価に係る点検､検査又は取替えの結果の評価(有意な劣化の有無)､②①の劣化の劣化傾向の評価､③、③研究成果等による評価、④類似する機械又は器具の使用実績（材料及び使用環境の相違を踏

研究成果等による評価､④類似する機械又は器具の使用実績(材料及び使用環境の相違を踏まえたまえたもの）による評価の結果を明確にしていること。

もの)による評価の結果を明確にしていること｡⑦施設管理目標及び保全計画の評価については、経年劣化事象を考慮した上で、少なくとも保安措⑦施設管理目標及び保全計画の評価については､経年劣化事象を考慮した上で､少なくとも保安措置

置ガイドⅥ.5.ⅰ～ⅵの項目の最新情報を収集し、評価していること。

ガイドⅥ.5.ⅰ~ⅵの項目の最新情報を収集し､評価していること｡

当該評価は、各機器等に関する責任を有する者で構成する体制を構築した上で実施されているこ

当該評価は､各機器等に関する責任を有する者で構成する体制を構築した上で実施されていること。

と｡⑧規則第56条第２項の一定の期間を設定、又は変更した事業者検査報告が提出された場合、規則第⑧規則第56条第2項の一定の期間を設定､又は変更した事業者検査報告が提出された場合､規則第5555条第２項に基づき、原子力規制検査において、規則同条同項に規定する発電用原子炉施設を構条第2項に基づき､原子力規制検査において､規則同条同項に規定する発電用原子炉施設を構成す成する機械又は器具が一定の期間を満了するまでの間、技術基準に適合している状態を維持するる機械又は器具が一定の期間を満了するまでの間､技術基準に適合している状態を維持することことを確認する必要があり、当該報告において以下の事項を確認する。

を確認する必要があり､当該報告において以下の事項を確認する｡

・規則第56条第３項及び保安措置ガイドⅢ.2.(2)に基づき、一定の期間が設定又は変更されてい・規則第56条第3項及び保安措置ガイドⅢ.2.(2)に基づき､一定の期間が設定又は変更されているること。
(2)規則第57条の３第１項第二号の時期に提出される事業者検査報告については、以下の事項を確認する。

こと｡(2)規則第57条の3第1項第二号の時期に提出される事業者検査報告については､以下の事項を確認する｡
起動前に実施すべき検査が全て終了し､適合性確認が行われていることを確認する｡

起動前に実施すべき検査が全て終了し、適合性確認が行われていることを確認する。
(3)法第43条の３の16第３項に基づき定期事業者検査が終了したときに提出される事業者検査報告につ(3)法第43条の3の16第3項に基づき定期事業者検査が終了したときに提出される事業者検査報告についいては、以下の事項を確認する。

ては､以下の事項を確認する｡

当該保全サイクルに実施すべき検査が全て終了し、適合性確認が行われていることを確認する。

当該保全サイクルに実施すべき検査が全て終了し､適合性確認が行われていることを確認する｡(4)規則第56条第２項に規定する一定の期間を原子力規制検査として確認する場合、以下の事項に留意(4)規則第56条第2項に規定する一定の期間を原子力規制検査として確認する場合､以下の事項に留意し
6- 357 -

記載の適正化（誤記）

して確認する。
① 施設管理の重要度を踏まえて、以下の評価の妥当性を確認する。

て確認する｡① 施設管理の重要度を踏まえて､以下の評価の妥当性を確認する｡



技術基準及び規格基準類との整合性



技術基準及び規格基準類との整合性



行政文書への対応状況



行政文書への対応状況



これまでの点検間隔等の妥当性評価



これまでの点検間隔等の妥当性評価



過去のトラブル実績及び改善状況に係る評価状況

過去のトラブル実績及び改善状況に係る評価状況

劣化メカニズム整理表等を活用した時間依存性のある劣化事象、部位毎の評価、クリティ

劣化メカニズム整理表等を活用した時間依存性のある劣化事象､部位毎の評価､クリティカ

カルな部位の抽出及び評価の状況②一定の期間の設定又は変更に係る評価結果等の記録を確認し、規則第56条第３項及び保安措置ガ
イドⅢ.2.(2)に規定された事項が考慮されていること。
③定期事業者検査の実施状況及び実施結果を確認し、事業者により技術基準に適合していることがルな部位の抽出及び評価の状況②一定の期間の設定又は変更に係る評価結果等の記録を確認し､規則第56条第3項及び保安措置ガイ
ドⅢ.2.(2)に規定された事項が考慮されていること｡③定期事業者検査の実施状況及び実施結果を確認し､事業者により技術基準に適合していることが確認されていることを確認する。

確認されていることを確認する｡

5.2 開放、分解等検査に関する留意事項

5.2 開放､分解等検査に関する留意事項(1) 事業者検査を行う必要のある施設及び範囲に対して、保安規定に基づく管理体制及び施設管理（最（1） 事業者検査を行う必要のある施設及び範囲に対して､保安規定に基づく管理体制及び施設管理(最新の保全計画を含む。
）の下、漏れなく検査計画を作成し、適切な時期及び方法により検査が行わ

新の保全計画を含む｡)の下､漏れなく検査計画を作成し､適切な時期及び方法により検査が行われれていることを確認する。

ていることを確認する｡

また、保全の有効性評価において点検間隔又は頻度が変更され、事業者検査の一定の期間が変更さ

また､保全の有効性評価において点検間隔又は頻度が変更され､事業者検査の一定の期間が変更された場合、実用炉則第５５条第２項（原子力施設の種別毎の条項は表４に示す）に基づき原子力規れた場合､実用炉則第55条第2項(原子力施設の種別毎の条項は表4に示す)に基づき原子力規制検査

制検査の結果が判定期間の判断に使用されるため、点検前データを含め点検実績、設定された点検の結果が判定期間の判断に使用されるため､点検前データを含め点検実績､設定された点検時期及時期及び頻度で問題が生じていない又は生じる恐れのないことを確認するものとする。なお、実用

び頻度で問題が生じていない又は生じる恐れのないことを確認するものとする｡なお､実用炉につ炉については検査運用ガイド（BM0060保全の有効性評価）において、保全の有効性評価の範囲を確

いては検査運用ガイド(BM0060保全の有効性評価)において､保全の有効性評価の範囲を確認してい認している場合には、この範囲について当該検査を実施したものと見なすことができる。

る場合には､この範囲について当該検査を実施したものと見なすことができる｡(2) 当該検査を実施するにあたって、検査体制（役割、権限含む。
）、検査要領書の制定又は改訂状況、（2） 当該検査を実施するにあたって､検査体制(役割､権限含む｡)､検査要領書の制定又は改訂状況､検査

検査条件の設定状況等を確認していること。選定した機器等の検査等に係る調達管理が適切に行

条件の設定状況等を確認していること｡選定した機器等の検査等に係る調達管理が適切に行われてわれているとともに、事業者検査の実施体制は施工部門の責任・権限から独立していることを確認いるとともに､事業者検査の実施体制は施工部門の責任･権限から独立していることを確認する｡する。
(3) 漏えい試験の場合、系統構成が検査要領書のとおり、適切に設定されていることを確認する。

（3） 漏えい試験の場合､系統構成が検査要領書のとおり､適切に設定されていることを確認する｡(4) 漏えい（率）検査等を行うにあたり、最新の図面（系統図等）のとおり系統が構成されていること（4） 漏えい(率)検査等を行うにあたり､最新の図面(系統図等)のとおり系統が構成されていることをを確認する。

確認する｡(5) 維持規格等に基づき、非破壊試験を行う者及び評価を行う者は力量を有する者であることを確認（5） 維持規格等に基づき､非破壊試験を行う者及び評価を行う者は力量を有する者であることを確認する。非破壊試験の有資格者が判定する検査の場合、その判断に基づいて事業者検査の判定が行わする｡非破壊試験の有資格者が判定する検査の場合､その判断に基づいて事業者検査の判定が行われていることを確認する。 非破壊試験において、検査不可範囲がある場合は記録又は図示していれていることを確認する｡ 非破壊試験において､検査不可範囲がある場合は記録又は図示していることを確認する。 非破壊試験等において、有意な欠陥指示と疑わしきものが発見された際、過ることを確認する｡ 非破壊試験等において､有意な欠陥指示と疑わしきものが発見された際､過去去のデータと比較し、評価していることを確認する。

のデータと比較し､評価していることを確認する｡(6) 機器等に接近できない場合又は直接肉眼で確認できない場合は、テレビカメラ等を用いて適切に検査が計画され実施されていることを確認する。

（6） 機器等に接近できない場合又は直接肉眼で確認できない場合は､テレビカメラ等を用いて適切に検査が計画され実施されていることを確認する｡(7) 検査対象機器は分解、手入れ、清掃の後、開放、分解等検査が適切に実施できる場所に置かれ、か（7） 検査対象機器は分解､手入れ､清掃の後､開放､分解等検査が適切に実施できる場所に置かれ､かつ､つ、目視確認ができる状況にあること。また、表面汚染があるものは原則、除染が行われ、可能な目視確認ができる状況にあること｡また､表面汚染があるものは原則､除染が行われ､可能な限り放限り放射線レベルが低減されていること。検査場所の線量当量率や空気中放射性物質濃度等もあ

射線レベルが低減されていること｡検査場所の線量当量率や空気中放射性物質濃度等もあらかじ

らかじめ確認する。

め確認する｡(8) 取替部品については法令手続きが必要なものがあるので、その旨を事業者に確認する等、留意する（8） 取替部品については法令手続きが必要なものがあるので､その旨を事業者に確認する等､留意する
7- 358 -

記載の適正化（誤記）

。
5.3 機能、性能検査に関する留意事項｡
5.3 機能､性能検査に関する留意事項

上記5.2(1)及び(2)に加え、以下の事項が挙げられる。

上記5.2(1)及び(2)に加え､以下の事項が挙げられる｡

記載の適正化（誤(1)事故、トラブル等に備えて安全機能を維持するための機器等について、事故、トラブル時の条件を(1) 事故､トラブル等に備えて安全機能を維持するための機器等について､事故､トラブル時の条件を模擬

記）

模擬できないものについては、予めテストループに基づくデータを用いたシミュレーション解析等

できないものについては､予めテストループに基づくデータを用いたシミュレーション解析等によりにより流量特性が検証されたデータと比較しているかを確認する。

流量特性が検証されたデータと比較しているかを確認する｡(2)定格流量試験時の条件で検査を実施できない場合等、判定基準が規格等によらずに定めている場合
はその根拠が技術的及び経験的に適切であることを確認する。

(2) 定格流量試験時の条件で検査を実施できない場合等､判定基準が規格等によらずに定めている場合はその根拠が技術的及び経験的に適切であることを確認する｡(3)実機を使用した試験又は検査ができないものについては、実機と同等の条件を模擬し検証された試(3) 実機を使用した試験又は検査ができないものについては､実機と同等の条件を模擬し検証された試験

験用機器又は試験用ループ等を使用しているか確認する。（通常の運転時の条件と異なる条件で検用機器又は試験用ループ等を使用しているか確認する｡(通常の運転時の条件と異なる条件で検査を査を行うことは望ましくない。
）

行うことは望ましくない｡)(4)検査用機器・計器等を使用する検査のうち、入力から出力までの系統がループを構成するものはループ全体としての精度が管理されていることを確認する。

(4) 検査用機器･計器等を使用する検査のうち､入力から出力までの系統がループを構成するものはループ全体としての精度が管理されていることを確認する｡(5)安全保護系の系統機能検査（設定値を確認する検査）又は警報やインターロックを確認する検査等(5) 安全保護系の系統機能検査(設定値を確認する検査)又は警報やインターロックを確認する検査等ににおいて、圧力、水位、中性子束、核計装、弁位置及び地震加速度等の測定箇所から機器の動作箇

おいて､圧力､水位､中性子束､核計装､弁位置及び地震加速度等の測定箇所から機器の動作箇所までの所までの回路を分割して検査する場合は、分割した検査範囲がそれぞれ重複していることを確認す

回路を分割して検査する場合は､分割した検査範囲がそれぞれ重複していることを確認する｡

る。
(6)検査前準備において、インターロック等のジャンパー、リフトを行うものは、当該作業が適切に管理されていることを確認する。

(6) 検査前準備において､インターロック等のジャンパー､リフトを行うものは､当該作業が適切に管理されていることを確認する｡(7)弁の開閉状態について、施錠、タグ等により管理されていることを確認するとよい。

(7) 弁の開閉状態について､施錠､タグ等により管理されていることを確認するとよい｡(8)ポンプのQH曲線等を用いた事業者検査を確認する場合は、改造等による更新及び再レビューの必要(8) ポンプのQH曲線等を用いた事業者検査を確認する場合は､改造等による更新及び再レビューの必要ががないか確認する。

ないか確認する｡(9)検査データの測定及び記録採取をするにあたって、検査データの測定時期、測定ポイント、計算の(9) 検査データの測定及び記録採取をするにあたって､検査データの測定時期､測定ポイント､計算の処理処理等を明確にしているか確認する。
（例：PWR制御棒駆動機能検査では、出力波形からの時間計測等を明確にしているか確認する｡(例:PWR制御棒駆動機能検査では､出力波形からの時間計測方法の妥方法の妥当性を確認しているか、BWR制御棒駆動水圧系機能検査では、スクラム時間について圧力補当性を確認しているか､BWR制御棒駆動水圧系機能検査では､スクラム時間について圧力補正の方法を

正の方法を定めているか、その圧力補正方法は起動試験・工場試験等のデータを用いる等適切なも定めているか､その圧力補正方法は起動試験･工場試験等のデータを用いる等適切なものか｡)のか。
）(10)判定基準に係る検査データ以外に、判定するうえで間接的に影響を与える運転パラメータ等を確認(10) 判定基準に係る検査データ以外に､判定するうえで間接的に影響を与える運転パラメータ等を確し、記録することとしているか確認する。
（例：検査対象ポンプの補機の動作確認を行っているか、認し､記録することとしているか確認する｡(例:検査対象ポンプの補機の動作確認を行っているか､ポポンプ付属の重要補機のインターロック機能及び運転状態の確認を適切に行っているか。
）

ンプ付属の重要補機のインターロック機能及び運転状態の確認を適切に行っているか｡)(11)燃料集合体の炉内配置を確認する検査の場合は、取替炉心の安全性が確認された炉心配置図と一致していることを確認する。
(12)停止余裕等の確認を行う検査等の場合、制御棒価値及び反応度停止余裕等の設計値が解析により算出されていることを確認する。
6.

参考資料(1) 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(11) 燃料集合体の炉内配置を確認する検査の場合は､取替炉心の安全性が確認された炉心配置図と一致していることを確認する｡(12) 停止余裕等の確認を行う検査等の場合､制御棒価値及び反応度停止余裕等の設計値が解析により算出されていることを確認する｡
6. 参考資料(1) 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 記載の適正化（誤ド(2) JSME S NA1 「発電用原子力設備規格維持規格」社団法人日本機械学会発行(2) JSME S NA1 ｢発電用原子力設備規格維持規格｣社団法人日本機械学会発行(3) JEAC4209「原子力発電所の保守管理規程」社団法人日本電気協会発行(3) JEAC4209｢原子力発電所の保守管理規程｣社団法人日本電気協会発行(4) JEAG4210「原子力発電所の保守管理指針」社団法人日本電気協会発行(4) JEAG4210｢原子力発電所の保守管理指針｣社団法人日本電気協会発行
8- 359 -記）

○改正履歴

7.

改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

施行
○記載の適正化

改訂

改訂日

0

2020/04/01

規則名

保安のための措置に保安規定記載事項に係る係る規則条項

規則条項

原子力施設の種別

第3条の8から第3条の12まで

第15条第1項第17号又は使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第7条の9から第7条の11まで

第17条第1項第17号又は核燃料物質の加工の事業に関する規則第3条の9から第3条の13まで

第8条第1項第16号又は第使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第12条から第16条まで第37条第1項第16号又は廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第12条から第16条まで第34条第1項15号又は第2第26条から第30条まで第63条第1項第15号又は

―

―

―

―

第15条第１項第17号又は使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第７条の９から第７条の11まで第17条第１項第17号又は核燃料物質の加工の事業に関する規則第3条の9から第3条の13まで

第8条第１項第16号又は使用済燃料貯蔵施設

使用済燃料の再処理の事
業に関する規則第12条から第16条まで第37条第１項第16号又は廃棄物管理施設

核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物
質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事
業に関する規則
核燃料物質の使用等に関する規則

第12条から第16条まで第34条第1項15号又は第第26条から第30条まで第63条第１項第15号又は――第二種廃棄物埋設
施設

―

―

使用施設等

第二種廃棄物埋設施設

使用施設等

試験研究用等原子
炉施設

再処理施設

第２項第20号
加工施設

第2項第13号

２項第17号
第一種廃棄物埋設施設

第3項第18号
第3項第18号

第2項第18号

第第2項第20号
2項第13号
第２項第16号
項第17号

第2項第17号

表2 関連する技術基準規則条項

表２ 関連する技術基準規則条項
原子力施設の種別

記）

第87条第1項第18号又は第３条の８から第３条の12まで第２項第17号

規則条項

第52条から第55条まで第87条第１項第18号又は第一種廃棄物埋設施設係る規則条項

研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則

第52条から第55条まで第２項第16号

記載の適正化（誤研究開発段階発電
用原子炉施設研究開発段階発電用原子炉の設置､運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置､運転等に関する規則

第２項第18号

保安規定記載事項に係る第92条第1項第18号又は研究開発段階発電
用原子炉施設第３項第18号

保安のための措置に第55条から第57条の3まで

第92条第１項第18号又は第３項第18号

規則名
実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

第55条から第57条の
３まで

加工施設

記載の適正化（誤記）

施行

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置､運転等に関する規則

再処理施設

備考

表 1 関連する施行規則条項

実用発電用原子炉
施設

試験研究用等原子
炉施設

改訂の概要

（新設）

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種別

改訂履歴

技術基準に関する規則条項

原子力施設の種別

技術基準に関する規則条項

実用発電用原子炉施設

第４条から第78条まで

実用発電用原子炉施設

第4条から第78条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第４条から第78条まで

研究開発段階発電用原子炉施設

第4条から第78条まで

試験研究用等原子炉施設

第５条から第70条まで

試験研究用等原子炉施設

第5条から第70条まで

再処理施設

第４条から第51条まで

再処理施設

第4条から第51条まで

9- 360 -

記載の適正化（誤記）

加工施設

第４条から第39条まで

加工施設

第4条から第39条まで

使用済燃料貯蔵施設

第５条から第24条まで

使用済燃料貯蔵施設

第5条から第24条まで

特定廃棄物管理施設

第４条から第23条まで

特定廃棄物管理施設

第4条から第23条まで

第一種特定廃棄物埋設施設

同上

第一種特定廃棄物埋設施設

同上

第二種廃棄物埋設施設―

第二種廃棄物埋設施設

―

使用施設等

第４条から第27条まで

使用施設等第4条から第27条まで

表３ 関連する施行規則条項

表3 関連する施行規則条項

原子力施設の種別

条文番号

原子力施設の種別

定期事業者検査の報告
第57条の３実用発電用原子炉施設

第5７条の３

研究開発段階発電用原子炉施設

第55条

研究開発段階発電用原子炉施設

第5５条

試験研究用原子炉施設

第３条の12

試験研究用原子炉施設

第3条の12

再処理施設

第７条の７

再処理施設

第7条の7

加工施設

第３条の11

加工施設

第3条の11

使用済燃料貯蔵施設

第16条

使用済燃料貯蔵施設

第16条

廃棄物管理施設第16条

廃棄物管理施設第16条

表４ 関連する施行規則条項

表4 関連する施行規則条項

原子力施設の種別

条文番号

原子力施設の種別

第55条

実用発電用原子炉施設

第55条

研究開発段階発電用原子炉施設

第51条

研究開発段階発電用原子炉施設

第5１条

試験研究用原子炉施設

第３条の10

試験研究用原子炉施設

第3条の10

再処理施設

第７条の５

再処理施設

第7条の5

加工施設

第３条の11

加工施設

第3条の11

使用済燃料貯蔵施設

第14条

使用済燃料貯蔵施設

第14条

廃棄物管理施設第14条

廃棄物管理施設第14条

表５ 検査要件まとめ表

表 5 検査要件まとめ表

01 実用炉01 実用炉

検査項目

検査頻度

01

定期事業者

定期事業者検査の都

検査

度

サンプル数
５

合計時間[h]
110

記）

一定の期間

実用発電用原子炉施設

ID

記載の適正化（誤

条文番号

一定の期間

検査体制
日常

記載の適正化（誤

ID

検査項目

検査頻度

01

定期事業者

定 期 事業 者検 査の都検査

度疑義があった場合のサンプル数
5

合計時間[h]
110

検査体制
日常

疑義があった場合の事業者の対応等に係事業者の対応等に係る時間は含まれなる時間は含まれない｡

い｡
02 研開炉02 研開炉

検査項目記）

定期事業者検査の報告

実用発電用原子炉施設

ID

記載の適正化（誤

条文番号

検査頻度

サンプル

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目
10

- 361 -

検査頻度

サンプル

合計時間[h]

検査体制

記）

数
01

数

定 期 事 業 定期事業者検査の ５

110

者検査

疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含ま
れない｡

都度

日常

01

定 期 事 業 定期事業者検査の 5
者検査
都度

日常
110
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡

03 試験炉03 試験炉

ID

01

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

定 期 事 業 定期事業者検査の ４

90

者検査

疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含ま
れない｡

都度

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

01

定期事業者

定 期 事業 者検 査の都

検査

度

日常

サンプル数

4

合計時間[h]

検査体制

日常
90
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡
04 再処理04 再処理

ID
01

検査項目

検査頻度

サンプル
数

定 期 事 業 定期事業者検査の ５
者検査
都度

合計時間[h]

ID

検査項目

01

定 期 事 業 定期事業者検査の 5
者検査
都度

検査頻度

検査体制

110
日常
疑義があった場合

サンプル数の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡

合計時間[h]

検査体制

日常
110
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含ま
れない｡

05 加工
05 加工

ID
01

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

定 期 事 業 定期事業者検査の ５110（MOX加工）者検査
都度（ MOX 加 90（ウラン加工）
工）
４
（ウラン
加工）

検査体制

検査頻度

01

定 期 事 業 定期事業者検査の ３

65

者検査

疑義があった場合の事業者の対応等

都度

サンプル
数

合計時間[h]

検査頻度

サンプル数

01

定期事業者

定 期 事業 者検 査の都

検査

度

5
(MOX加工)合計時間[h]

検査体制

日常
110(MOX加工)
90(ウラン加工)
疑義があった場合
4(ウラン加 の事業者の対応等

工)に係る時間は含ま
れない｡

06 貯蔵

06 貯蔵

検査項目

検査項目

日常

疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含ま
れない｡

ID

ID

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

01

定期事業者

定 期 事業 者検 査の都

検査

度

日常

サンプル数

3

合計時間[h]日常
65
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡

11- 362 -

検査体制

07 管理に係る時間は含ま
れない｡
07 管理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル
数

01

定 期 事 業 定期事業者検査の ３
者検査
都度

合計時間[h]

ID

検査項目

検査頻度

01

定期事業者

定 期 事業 者検 査の都

検査

度

検査体制

65
日常
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡

12- 363 -

サンプル数

3

合計時間[h]

検査体制

日常
65
疑義があった場合の事業者の対応等に係る時間は含まれない｡

基本検査運用ガイド
内部溢水防護
（新旧対照表）1- 364 -

（下線部分が改正部分）
改

1.

正

後

改

3.

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

内部溢水防護内部溢水防護

（BE0030_r1）（BE0030_r0）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1.

改正理由

改正に伴う変更

監視領域

記載の適正化（誤大分類：「原子力施設安全」

大分類：「原子力施設安全」

記）

小分類：
「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開

小分類：「発生防止」「拡大防止・影響緩和」「重大事故等対処及び大規模損壊対処」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）2.

正炉、試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、使用）「臨界防止」「拡大防止・影響緩和」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」（貯蔵、管理、埋設、使用）

検査分野：「防災・非常時対応」

検査分野：「防災・非常時対応」

検査目的

2.

検査目的

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。
）第 61 条の２の２第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(以下「法」という。)、第 61 条の 2 の 2 第 1項第４号ロで規定する事項（保安のために必要な措置）のうち、表１に示す原子力施設の種別ごとの保項 4 号ロで規定する事項(保安のために必要な措置)のうち、表 1 に示す原子力施設の種別ごとの保安の安のための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る原子力施ための措置に係る規則条項で規定される設計想定事象、重大事故等又は大規模損壊に係る原子力施設の設の保全に関する措置（以下「保全に関する措置」という。
）における内部溢水防護の活動状況を確認す

保全に関する措置(以下「保全に関する措置」という。)における内部溢水防護の活動状況を確認する。

る。当該事項は、法第６１条の２の２第１項第３号イで規定する事項（保安規定）のうち、表１に示す

当該事項は、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項 3 号イで規定する事項(保安規定)のうち、表 1 に示す保安規定記

保安規定記載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講ずべき処置に係る載事項に係る規則条項で規定される保全に関する措置及び非常の場合に講ずべき処置に係る活動状況の

活動状況の確認と併せて行う。

確認と併せて行う。

また、法第６１条の２の２第１項第２号で規定する事項（技術上の基準の遵守）のうち、表２に示す

また、法第 61 条の 2 の 2 第 1 項第 2 号で規定する事項(技術上の基準の遵守)のうち、表 2 に示す原子原子力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される施設内における溢水等による損傷の防止

力施設の種別ごとの技術基準に係る規則条項で規定される施設内における溢水等による損傷の防止基準

基準の遵守状況を確認する。

の遵守状況を確認する。

これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及これらの確認対象となる事業者の活動は、防災・非常時対応の検査分野における体制、訓練・教育及び機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガび機材並びに設備の保全の他、運転員能力等にも関連することから当該活動に関連する他の検査運用ガ

イドの適用も踏まえて確認する。

イドの適用も踏まえて確認する。

検査要件
3.1 検査対象
内部溢水は、別添－１内部溢水とリスクの考え方に示すように、複数の安全上重要な装置・系統が記載の適正化（誤記）

3. 検査要件
3.1 検査対象

記載の適正化（誤内部溢水は、別添－1内部溢水とリスクの考え方に示すように、複数の安全上重要な装置・系統が動 記）

動作不能になったり、緩和、復旧のための人的活動に支障をきたす可能性があることから、以下を検作不能になったり、緩和、復旧のための人的活動に支障をきたす可能性があることから、以下を検査

査対象に選定する。

対象に選定する。

(1) 溢水事象から安全機能を確実に維持するために防護すべき設備（以下「防護すべき設備」という。）(1) 溢水事象から安全機能を確実に維持するために防護すべき設備(以下、「防護すべき設備」という)
2- 365 -

と、防護すべき設備が設置される区画及び中央制御室並びに現場操作が必要な設備が設置（アクセと、防護すべき設備が設置される区画及び中央制御室並びに現場操作が必要な設備が設置(アクセス通路を含む）されたエリア（以下「溢水評価区画」という。）。

ス通路を含む)されたエリア(以下、「溢水評価区画」という)。

(2)

浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル

検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表３の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。
4.

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
検査は、表3の検査要件のまとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

記載の適正化（誤記）

4. 検査手順

検査手順
4.1 検査前準備

4.1 検査前準備

溢水評価区画と防護すべき設備及び浸水等によるリスク上重要なケーブルについて、ウォークダウ

溢水評価区画と防護すべき設備及び浸水等によるリスク上重要なケーブルについて、ウォークダウ

ンやリスク情報を活用しサンプリングにより検査対象を選定するとともに、許認可関連文書、事業者

ンやリスク情報を活用しサンプリングにより検査対象を選定するとともに、許認可関連文書、事業者

マニュアル、検査に関連する過去の不適合の是正処置状況等の情報を収集し、検査方針、検査のポイ

マニュアル、検査に関連する過去の不適合の是正処置状況等の情報を収集し、検査方針、検査のポイ

ント等をまとめておく。

ント等をまとめておく。

4.2 検査実施
検査に当たっては、内部溢水防護のための計画が策定され、「防護すべき設備（ケーブル含む）」及

記載の適正化（誤記）

4.2 検査実施
検査に当たっては、内部溢水防護のための計画が策定され、「防護すべき設備(ケーブル含む)」及び記載の適正化（誤び「溢水評価区画」の健全性が維持され、リスク分析の想定条件との一致性等について関連文書の調「溢水評価区画」の健全性が維持され、リスク分析の想定条件との一致性等について関連文書の調査、 記）

査、ウォークダウン、インタビュー等により以下を確認する。

ウォークダウン、インタビュー等により以下を確認する。

(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性
a. 許認可関連文書等により施設の溢水評価区画及びウォークダウンによる取水施設を含めた内

a. 許認可関連文書等により施設の溢水評価区画及びウォークダウンによる取水施設を含めた内部溢水の影響を受けやすいエリアの調査。

b.

c.

設備の停止機能、放射性物質の閉じ込め機能、発電炉にあっては使用済燃料の冷却機能等、

部溢水の影響を受けやすいエリアの調査。

b.

核燃料施設にあっては火災・爆発、臨界等の防止機能等を有する設備、これらの設備について核燃料施設にあっては火災・爆発、臨界等の防止機能等を有する設備、これらの設備について適切な溢水防護対策が講じられ、溢水事象が発生しても設備の健全性が確保されること。

適切な溢水防護対策が講じられ、溢水事象が発生しても設備の健全性が確保されること。

防護すべき設備のあるエリアにおいては、防水扉、堰、ドレン排水等の溢水防護対策が講じ

c.

られ、それらの機能が劣化していなこと。

d.

設備の停止機能、放射性物質の閉じ込め機能、発電炉にあっては使用済燃料の冷却機能等、防護すべき設備が結露水、浸水等の内部溢水等により悪影響を受けないこと。

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル

a. 結露水、浸水等の内部溢水の悪影響を受けやすいケーブルの設置場所を配線図面等で確認し、られ、それらの機能が劣化していなこと。

d.

悪影響を受けてもケーブルの健全性が確保されること。

b. 防護すべき設備に使用されるケーブルは、仕様、耐環境性、水分による損傷等が考慮され、アクセスが困難場所では排水・乾燥、監視等が行われていること。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する安全機能に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処防護すべき設備が結露水、浸水等の内部溢水等により悪影響を受けないこと。

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル
a. 結露水、浸水等の内部溢水の悪影響を受けやすいケーブルの設置場所を配線図面等で確認し、悪影響を受けてもケーブルの健全性が確保されること。

b. 防護すべき設備に使用されるケーブルは、仕様、耐環境性、水分による損傷等が考慮され、防護すべき設備のあるエリアにおいては、防水扉、堰、ドレン排水等の溢水防護対策が講じ

アクセスが困難場所では排水・乾燥、監視等が行われていること。
4.3 問題点の特定と解決に関する確認(1) 本検査に関連する安全機能に影響を及ぼす問題が特定された場合、不適合管理等において是正処
3- 366 -

記載の適正化（誤置が適切に講じられていることを確認する。

置が適切に講じられていることを確認する。
(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処(2) 本検査に関連する不適合の履歴からサンプルを抽出し、当該不適合が適切な期間内に適切な是正処置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。

置が講じられ、問題点の特定と解決が行われていることを確認する。
(3) 検査官が日常の巡視で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処(3) 検査官が日常の巡視で検知した本検査に関連する気づき事項等が、不適合管理等において適切に処理されていることを確認する。
5.

理されていることを確認する。
5.

検査手引
5.1 事前調査時の留意事項(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性

検査手引
5.1 事前調査時の留意事項(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性

a. 事業者の文書（工事計画認可申請書、技術検討書、系統図、単線結線図、設備の設計図書、内a. 事業者の文書(工事計画認可申請書、技術検討書、系統図、単線結線図、設備の設計図書、内部部溢水防護を運用するに当たって使用する社内文書等）、原子力発電所の内部溢水影響評価ガイ

溢水防護を運用するに当たって使用する社内文書等) 、原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド

ドを確認し、必要に応じて専門的知識や経験を有する検査官からも意見を求め、取水施設を含めを確認し、必要に応じて専門的知識や経験を有する検査官からも意見を求め、取水施設を含めたた内部溢水の影響を最も受けやすいエリアを特定する。

内部溢水の影響を最も受けやすいエリアを特定する。

b.

b.

「溢水評価区画」の設計基準の溢水レベルを示す事業者の文書を確認する。また、過去の溢水

事象の問題に関する報告書と是正処置を確認する。
c.

リスク上重要な「防護すべき設備」及び「溢水評価区画(構造物、系統、部品を含んだ)」を確認し、エリアを選択する。

d.

「溢水評価区画」に資機材の仮置きがある場合等、評価値より水位が上昇することによる影響を確認する。

a.

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル

アクセスが難しい電力ケーブル又は地下電力ケーブルの劣化状況について、事業者の検査、試a.

アクセスが難しい電力ケーブル又は地下電力ケーブルの劣化状況について、事業者の検査、試
験及び保全計画等を確認する。

溢水状態の間に水没を起こし易い場所、結露や湿潤による水分にさらされるケーブル、水没やb.

湿気に起因する故障や劣化の影響を受け易いケーブルを図面及びウォークダウン等により選択す

溢水状態の間に水没を起こし易い場所、結露や湿潤による水分にさらされるケーブル、水没や湿気に起因する故障や劣化の影響を受け易いケーブルを図面及びウォークダウン等により選択する。
c.

「溢水評価区画」に資機材の仮置きがある場合等、評価値より水位が上昇することによる影響を確認する。

験及び保全計画等を確認する。
b.

る。

事業所に展開されるケーブルの種類、故障のし易さ、劣化の影響の受け易さ、水分による損傷

c.

のし易さ、及びアクセスできないケーブル並びに地下ケーブルに対する排水・乾燥操作、監視、事業所に展開されるケーブルの種類、故障のし易さ、劣化の影響の受け易さ、水分による損傷のし易さ、及びアクセスできないケーブル並びに地下ケーブルに対する排水・乾燥操作、監視、性能試験の効果反映等事業者の活動を確認する。

性能試験の効果反映等事業者の活動を確認する。

5.2 検査実施時の留意事項

5.2 検査実施時の留意事項

a.

a.

発電用原子炉施設(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性a.

記）「溢水評価区画」の設計基準の溢水レベルを示す事業者の文書を確認する。また、過去の溢水c.

リスク上重要な「防護すべき設備」及び「溢水評価区画（構造物、系統、部品を含んだ）」を確(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル

記載の適正化（誤事象の問題に関する報告書と是正処置を確認する。

認し、エリアを選択する。
d.

記）

選択したエリア又は部屋の現場巡視によって「防護すべき設備」及び「溢水評価区画」の健発電用原子炉施設(1) 溢水評価区画と防護すべき設備の健全性
a. 選択したエリア又は部屋の現場巡視によって「防護すべき設備」及び「溢水評価区画」の健全全性が維持されていることを確認する。巡視に当たっては予防保全活動状況を含めて確認する性が維持されていることを確認する。巡視に当たっては予防保全活動状況を含めて確認する他、他、設計管理の観点で以下を確認する。

設計管理の観点で以下を確認する。

(a) サンプ水位や水密扉状態等の溢水に係る警報の有無。

(a) サンプ水位や水密扉状態等の溢水に係る警報の有無。
4- 367 -

記載の適正化（誤記）

(b) 設計基準の内部溢水の評価水位より低い位置にある装置（電線管等）の密封状態（コーキ(b) 設計基準の内部溢水の評価水位より低い位置にある装置（電線管等）の密封状態（コーキ

ング処理）、配管貫通部及び電線管貫通部の止水処理状態。

ング処理）、配管貫通部及び電線管貫通部の止水処理状態。

(c) 装置の電路（ケーブルトレイ、電線管）、床孔、溢水区画の床と壁の貫通部分の密封状態。

(c) 装置の電路（ケーブルトレイ、電線管）、床孔、溢水区画の床と壁の貫通部分の密封状態。

(d) 「溢水評価区画」（溢水区間）の隔離用に設置された、床ドレン配管及びチェックバルブ(d) 「溢水評価区画」（溢水区間）の隔離用に設置された、床ドレン配管及びチェックバルブ

を含めた共通の排水システム及びドレンタンクの管理状態。

を含めた共通の排水システム及びドレンタンクの管理状態。

(e) ゴミ等による排水ポンプの停止を防止するため、排水システム（スクリーン・カバー）が(e) ゴミ等による排水ポンプの停止防止用め、排水システム（スクリーン・カバー）が適切に 記載の適正化（誤適切に管理され、ポンプエリアには床ドレンの閉塞がないこと。

管理され、ポンプエリアには床ドレンの閉塞がないこと。

(f) 溢水対策として設置された、水密扉、堰、壁、空調ダクトの止水ダンパ、建屋内配水系の(f) 溢水対策として設置された、水密扉、堰、壁、空調ダクトの止水ダンパ、建屋内配水系の逆流防止（フロート式逆流防止弁）等の健全性。

逆流防止（フロート式逆流防止弁）等の健全性。

(g) 「防護すべき設備」の保守と校正（例えば、排水ポンプの動作可能性、水位警報及び制御(g) 「防護すべき設備」の保守と校正（例えば、排水ポンプの動作可能性、水位警報及び制御回路の健全性）の適切性。

回路の健全性）の適切性。

(h) 分析又は適切に保守されていないソース（可撓型配管の伸縮継手の故障、防火システムス(h) 分析又は適切に保守されていないソース（可撓型配管の伸縮継手の故障、防火システムス

プリンクラーの破損、屋根の漏水、給水ラインの故障）の影響で内部溢水の発生源となるド

プリンクラーの破損、屋根の漏水、給水ラインの故障）の影響で内部溢水の発生源となるドレンタンク等の管理状態。

レンタンク等の管理状態。

(i) 緊急時運転要領書（EOP）活動の実施に必要な重要な装置が、EOP で述べた溢水事象向け(i) 緊急時運転要領書(EOP)活動の実施に必要な重要な装置が、EOP で述べた溢水事象向けに計算された室内最大水位より下に配置されていないこと。

に計算された室内最大水位より下に配置されていないこと。

（該当する場合）（該当する場合）(j) 一時的な、又は取り外し可能な溢水バリア（パッキン、ガスケット等）の状態と入手のし(j) 一時的な、又は取り外し可能な溢水バリア（パッキン、ガスケット等）の状態と入手のし易さ。（特注品で長納期の予備品の保管を含む）

易さ。（特注品で長納期の予備品の保管を含む）(k) 蒸気影響を緩和する検出器等の防護カバー、特定温度検出器の設置状況(k) 蒸気影響を緩和する検出器等の防護カバー、特定温度検出器の設置状況b.

使用済燃料冷却系統が運転中かつ、補給水源からの給水が可能であることを確認する。

b.

使用済燃料冷却系統が運転中かつ、補給水源からの給水が可能であることを確認する。

c.

定期的に実施している教育・訓練の実施状況を確認し、溢水事象発生時には非常用の手順がc.

定期的に実施している教育・訓練の実施状況を確認し、溢水事象発生時には非常用の手順が遵守され、運転員の活動が適切であることを確認する。
d.

保守管理計画に基づき実施している防護すべき設備、溢水評価区画及び関連する資機材の試遵守され、運転員の活動が適切であることを確認する。
d.

験・検査、点検の実施状況。
e.

検査官は、検査の効率化と事業者負担軽減ため、エリア選定及び事業者の同行を事前に調整

験・検査、点検の実施状況。
e.

する。

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル
a. 凝縮、湿潤、浸水又は湿気が原因の損傷による地下ケーブルの故障や劣化の履歴がある場合

保守管理計画に基づき実施している防護すべき設備、溢水評価区画及び関連する資機材の試検査官は、検査の効率化と事業者負担軽減ため、エリア選定及び事業者の同行を事前に調整する。

(2) 浸水等によって悪影響を受けるリスク上重要なケーブル
a. 凝縮、湿潤、浸水又は湿気が原因の損傷による地下ケーブルの故障や劣化の履歴がある場合

は、年間のサンプルを追加し、「防護すべき設備」を停止させるケーブルを含めた１～２つのケ

は、年間のサンプルを追加し、「防護すべき設備」を停止させるケーブルを含めた1～2つのケーーブル配線エリア又は場所（地下バンカー・マンホール、ケーブル配線用溝、ケーブルトラフ、

ブル配線エリア又は場所（地下バンカー・マンホール、ケーブル配線用溝、ケーブルトラフ、地

地上及び地下ダクトバンク、地中埋設室、地表より下の建物のケーブル導入ポイント他）を確認

上及び地下ダクトバンク、地中埋設室、地表より下の建物のケーブル導入ポイント他）を確認す

する。

る。

(a) 実行可能な場合は、直接観察によってケーブルが水没していないことを検査する。乾燥し(a) 実行可能な場合は、直接観察によってケーブルが水没していないことを検査する。乾燥したエリアの場合、以前の浸水を示す証拠（壁の水の痕跡、ケーブルトレイのゴミ他）の現在のたエリアの場合、以前の浸水を示す証拠（壁の水の痕跡、ケーブルトレイのゴミ他）の現在の5- 368 -記）

状態を確認する。ケーブルが水没している又は以前の浸水を示す証拠がある場合、実用炉監

状態を確認する。ケーブルが水没している又は以前の浸水を示す証拠がある場合、実用炉監

視部門に相談の上確認を続け、環境悪化又はプラントの安全性に及ぼす影響の度合いを判断

視部門に相談の上確認を続け、環境悪化又はプラントの安全性に及ぼす影響の度合いを判断

する。

する。

なお、実行不可能な場合は、担当 監視部門と協議する。

なお、実行不可能な場合は、担当 監視部門と協議する。

(b) 直接観察によってケーブル又は端子に損傷がないことを検証する。また、ケーブル支持構(b) 直接観察によってケーブル又は端子に損傷がないことを検証する。また、ケーブル支持構

造物の状態を観察する。ケーブル又は端子、支持構造物に劣化が確認された場合には健全性

造物の状態を観察する。ケーブル又は端子、支持構造物に劣化が確認された場合には健全性を確認する。

を確認する。

(c) 該当する場合、適切な排水装置（サンプポンプ）の動作を確認し、「防護すべき設備」が(c) 該当する場合、適切な排水装置（サンプポンプ）の動作を確認し、「防護すべき設備」が水没しないように水位警報回路が正しく設定されていること。

水没しないように水位警報回路が正しく設定されていること。

(d) 可能であれば、排水装置（サンプポンプ）が適切に運転されており、かつ水位警報回路の(d) 可能であれば、排水装置（サンプポンプ）が適切に運転されており、かつ水位警報回路の設定値が適切であり、これらによってケーブルが水没しないこと確認する。排水装置が設置

設定値が適切であり、これらによってケーブルが水没しないこと確認する。排水装置が設置されていない場合、（それでも）排水路があり、これが当該ケーブル施工エリアで機能するこ

されていない場合、（それでも）排水路があり、これが当該ケーブル施工エリアで機能することを見極める。排水装置も排水路も無い場合は、ケーブルの運転環境が（プラント）製造業者とを見極める。排水装置も排水路も無い場合は、ケーブルの運転環境が（プラント）製造業者の設計仕様及び品質基準に合致していること（＝「水没しても機能する仕様となっているこの設計仕様及び品質基準に合致していること（＝「水没しても機能する仕様となっていること」を指す）を確認する。

と」を指す）を確認する。

(e) （延長運転期間内のプラント）著しい湿気が確認された場合、事業者はケーブルを乾燥状(e) （延長運転期間内のプラント）著しい湿気が確認された場合、事業者はケーブルを乾燥状態に保つ措置を講じていること、ケーブルの経年変化管理プログラム等によってケーブルの劣化態に保つ措置を講じていること、ケーブルの経年変化管理プログラム等によってケーブルのを評価していることを確認する。

劣化を評価していることを確認する。

b.

b. アクセスが困難なエリア(地下トレンチ等)は光ファイバー等の機器を使用するか、他の代替機

アクセスが困難なエリア(地下トレンチ等)は光ファイバー等の機器を使用するか、他の代替機能による間接的確認を認める。
c.

能による間接的確認を認める。
c.

ケーブル配線エリア内に配置されたケーブルの状態を判断しやすくするため、検査状況を詳細に記載する。
d.

細に記載する。
d.

検査の過程で課題が特定され又は疑問が生じた場合は、検査官は必要に応じて専門検査官に状況を連絡し判断するための支援を受ける。

b.

核燃料施設等
下記に記載されている視点は、一般的に重要と考えられる視点の例示であり、詳細は事業者の許認可事項

ケーブル配線エリア内に配置されたケーブルの状態を判断しやすくするため、検査状況を詳検査の過程で課題が特定され又は疑問が生じた場合は、検査官は必要に応じて専門検査官に状況を連絡し判断するための支援を受ける。

b.

核燃料施設等
下記に記載されている視点は、一般的に重要と考えられる視点の例示であり、詳細は事業者の許認可事項

等の内容を踏まえて確認する。

等の内容を踏まえて確認する。

(1) 溢水による臨界の防止及び核燃料物質の閉じ込め機能の喪失を防止する観点から、第１種管理区(1) 溢水による臨界の防止及び核燃料物質の閉じ込め機能の喪失を防止する観点から、第１種管理区 記載の適正化（誤域において粉末状の核燃料物質を取り扱う設備・機器、核燃料物質によって汚染された物を取り扱

域において粉末状の核燃料物質を取り扱う設備・機器、核燃料物質によって汚染された物を取り扱 記）

う設備・機器及び第１種管理区域内を負圧に維持するための気体廃棄設備に係る溢水防護対策の実う設備・機器及び第１種管理区域内を負圧に維持するための気体廃棄設備に係る溢水防護対策の実

施状況を確認する。

施状況を確認する。

(2) 溢水による火災・爆発の発生を防止する観点から、高温で可燃性ガスを取り扱う連続焼結炉の制御に必要な電気・計装盤の溢水防護対策の状況及び現場操作の適切性を確認する。
(3) 溢水の拡大防止対策として、地震加速度を検知した時点で作動する給水ポンプの自動停止機能や溢水源となる各系統の緊急遮断弁の状況を確認する。
(4) 核燃料物質を取り扱う核的制限値を設定した設備・機器等の溢水による臨界防止として、内部溢水に対し許容没水高さより高い位置に設置されていることを確認する。
(5) 減速条件を管理する設備・機器については、火災時の消火水等の被水に対し水密性を有する閉じ(2) 溢水による火災・爆発の発生を防止する観点から、高温で可燃性ガスを取り扱う連続焼結炉の制御に必要な電気・計装盤の溢水防護対策の状況及び現場操作の適切性を確認する。
(3) 溢水の拡大防止対策として、地震加速度を検知した時点で作動する給水ポンプの自動停止機能や溢水源となる各系統の緊急遮断弁の状況を確認する。
(4) 核燃料物質を取り扱う核的制限値を設定した設備・機器等の溢水による臨界防止として、内部溢水に対し許容没水高さより高い位置に設置されていることを確認する。
(5) 減速条件を管理する設備・機器については、火災時の消火水等の被水に対し水密性を有する閉じ
6- 369 -

込め弁、遮水板及び防水カバー等の状況を確認する。

込め弁、遮水板及び防水カバー等の状況を確認する。

(6) 閉じ込め機能喪失防止として、第１種管理区域内を負圧に維持するための気体廃棄設備等は、内(6) 閉じ込め機能喪失防止として、第１種管理区域内を負圧に維持するための気体廃棄設備等は、内部溢水に対し没水しない状況であること、火災時の消火水等の被水に対する遮水板又は防水カバー

部溢水に対し没水しない状況であること、火災時の消火水等の被水に対する遮水板又は防水カバーの状況を確認する。

の状況を確認する。
(7) 外部への溢水の漏えい対策として、溢水防護区画境界にある扉等の開口部の堰の状況を確認す(7) 外部への溢水の漏えい対策として、溢水防護区画境界にある扉等の開口部の堰の状況を確認する。

る。
(8) 溢水の拡大防止対策として、溢水源近傍又は溢水経路に設置されている漏水検知器の状況を確認(8) 溢水の拡大防止対策として、溢水源近傍又は溢水経路に設置されている漏水検知器の状況を確認する。

する。
(9) 被水によって電気火災が発生する又は機能喪失するおそれがある電気・計装盤については、漏電(9) 被水によって電気火災が発生する又は機能喪失するおそれがある電気・計装盤については、漏電遮断器の状況、防水カバー又は電源を遮断する措置の状況を確認する。

6.

遮断器の状況、防水カバー又は電源を遮断する措置の状況を確認する。

6.

参考資料

参考資料

(1) 原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド(1) 原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド(2) 核燃料施設等の事業規則、許認可関連文書(2) 核燃料施設等の事業規則、許認可関連文書
記載の適正化（誤
記）
7.

○改正履歴
改正

改正日

０

2020/04/01

１

改正の概要

備考

施行
○記載の適正化

改訂履歴

改訂

改訂日

改訂の概要

0

2020/04/01

備考

施行

（新設）

改正に伴う変更
表1 関連する施行規則条項

表１ 関連する施行規則条項
原子力施設の種
別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物

試験研究用等原
子炉施設
再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設保安のために必要な措置に係る規則条項
第 83 条

第 78 条
第 10 条
第 12 条
第７条の４の３
第 32 条
第 30 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第１項第７号、第 15 号及び第１６号並びに同条第３項第５号、第 14 号及び 15 号
第 87 条第１項第 16 号
及び第３項第 16 号
第 15 条第１項第 15 号
及び第２項第 15 号
第 17 条第１項第 15 号
及び第２項第１７号
第８条第１項第 14 号及び第２項第 16 号
第 37 条第１項第 14 号
及び第２項第 14 号
第 34 条第１項第 13 号
及び第２項第 14 号

原子力施設の種
別

規則名

実用発電用原子炉施設

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

研究開発段階発
電用原子炉施設

研究開発段階発電用原子炉の設置、運転等に関する規則
試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則
使用済燃料の再処理の事業に関する規則
核燃料物質の加工の事業に関する規則
使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄物

試験研究用等原
子炉施設
再処理施設
加工施設
使用済燃料貯蔵施設
廃棄物管理施設7- 370 -

保安のために必要な措置に係る規則条項
第 83 条

第 78 条
第 10 条
第 12 条
第 7 条の 4 の 3
第 32 条
第 30 条

保安規定記載事項に係る規則条項
第 92 条第 1 項第 7 号，第 15 号及び第 16 号並びに同条第 3 項第 5 号,
第 14 号及び 15 号
第 87 条第 1 項第 16 号
及び第 3 項第 16 号
第 15 条第 1 項第 15 号
及び第 2 項第１5 号
第 17 条第 1 項第 15 号
及び第２項第 17 号
第 8 条第 1 項第 14 号及び第 2 項第 16 号
第 37 条第 1 項第 14 号
及び第 2 項第 1４号
第 34 条第 1 項第 13 号
及び第 2 項第 14 号

記載の適正化（誤記）

第一種廃棄物埋
設施設

第二種廃棄物埋設施設管理の事業に関する規則

管理の事業に関する規則

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種
廃棄物埋設の事業に関する規則
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則

核燃料物質の使用等に関する
規則

使用施設等

第 58 条の２

第 63 条第１項第 13 号
及び第２項第 14 号

第一種廃棄物埋設施設

第 17 条の２

第 20 条第１項第 15 号
及び第２項第 13 号

第二種廃棄物埋設施設第２条の 11 の８第２条の 12 第１項第 13号及び第２項第 15 号

使用施設等

表２ 関連する技術基準規則条項

核燃料物質の使用等に関する規則

第 58 条の 2

第 63 条第 1 項第 13 号
及び第 2 項第 14 号

第 17 条の 2

第 20 条第 1 項第 15 号
及び第 2 項第 13 号

第 2 条の 11 の 8

第 2 条の 12 第 1 項第13 号及び第 2 項第 15号

表2 関連する技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

原子力施設の種別

技術基準規則条項

実用発電用原子炉施設

第 12 条

実用発電用原子炉施設

第 12 条研究開発段階発電用原子炉施設

第 12 条研究開発段階発電用原子炉施設

第 12 条試験研究用等原子炉施設

第 19 条試験研究用等原子炉施設

第 19 条

再処理施設

第 12 条

再処理施設

第 12 条加工施設

第 12 条加工施設

第 12 条

使用済燃料貯蔵施設－

使用済燃料貯蔵施設－

特定廃棄物管理施設－

特定廃棄物管理施設－

特定第一種廃棄物埋設施設－

特定第一種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設－

第二種廃棄物埋設施設

－

使用施設等

第 13 条

使用施設等

第 13 条表３ 検査要件まとめ表

表 3 検査要件まとめ表

本検査はユニット（原子炉）を対象にサンプルを選定する。

本検査はユニット(原子炉)を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉ID
01

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

２

30

日常

01

02 研開炉ID01

内部溢水防護

記）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

30

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

2

30

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

15

日常

1年

1

5

日常

02 研開炉
検査項目

内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

２

30

日常

01

03 試験炉

検査項目
内部溢水防護

03 試験炉

ID

検査項目

01

内部溢水防護
（熱出力500kw以上※１）
内部溢水防護02

検査項目

記載の適正化（誤

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

１年

１

15

日常

01

１年

１

５

日常

02

内部溢水防護
（熱出力500kw以上※１）
内部溢水防護8- 371 -

記載の適正化（誤記）

03（熱出力500kw以上※２）
内部溢水防護
（熱出力500kw未満）

１年

１

５

日常

03

（熱出力500kw以上※２）
内部溢水防護
（熱出力500kw未満）

1年

1

5

日常

※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理ID
01

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

２

30

日常

01

ID

検査項目

01

内部溢水防護（MOX加工）内部溢水防護（ウラン加工）

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

20

日常

01

１年

１

15

日常

02

01

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

01

1年

2

30

日常

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

内部溢水防護（MOX加工）内部溢水検査（ウラン加工）

1年

1

20

日常

1年

1

15

日常
記載の適正化（他

検査項目
内部溢水防護

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

1年

1

5

日常

施設と記載を統一）

検査項目
内部溢水防護

検査項目
内部溢水防護

検査項目
内部溢水防護09 使用（政令該当）

09 使用（政令該当）
ID

検査体制

08 埋設

08 埋設
ID

合計時間[h]

07 管理

07 管理
ID

サンプル数

06 貯蔵

06 貯蔵
ID

内部溢水防護

検査頻度

05 加工

05 加工

02

検査項目

検査頻度

サンプル数

合計時間[h]

検査体制

ID

１年

１

５

日常

01

別紙－１ 内部溢水とリスクの考え方（実用発電用原子炉施設の例）

検査項目
内部溢水防護別紙－1 内部溢水とリスクの考え方(実用発電用原子炉施設の例)

監視領域

検査の目的

リスク考慮の考え方

例

監視領域

検査の目的

リスク考慮の考え方

例

起因事象

起因事象を引き起共通要因故障の潜在的可高流量かつ低圧力システムのエ

起因事象

起因事象を引き起共通要因故障の潜在的可高流量かつ低圧力システムのエ

記載の適正化（誤こす可能性のある能性

キスパンション接続部の保守がこす可能性のある能性

キスパンション接続部の保守が記）十分であること

内部溢水の特定内部溢水の特定十分であること

溢水区画間のバリア

消火用スプリンクラーの保守

溢水区画間のバリア

消火用スプリンクラーの保守

未解析の内部溢水発生源

大容量を有する水システムにお未解析の内部溢水発生源

大容量を有する水システムにおいて、試験時に通常と異なる系

いて、試験時に通常と異なる系
9- 372 -

溢水時に水没するエリア

統構成となっている場合

溢水時に水没するエリア

統構成となっている場合選定したケーブル

湿気による損傷によっケーブルの等級と品質が、水没選定したケーブル

湿気による損傷によっケーブルの等級と品質が、水没

配線エリアについて、保守規則に定めるリの状態が想定されていることと配線エリアについて、保守規則に定めるリの状態が想定されていることとて、浸水に至らしめスク上重要な機器が使用整合していることて、浸水に至らしめ

スク上重要な機器が使用整合していること

る要因とその期間不能となるケーブル劣化想定される水没状態において、る要因とその期間不能となるケーブル劣化想定される水没状態において、水没の可能性のあるケーブル

の特定

の特定

水没の可能性のあるケーブル

は、非活線となると見なす
緩和系

安全に停止するた

消火水、補機冷却海水系、 扉、サンプポンプ及び警報

めの機器の機能を

補機冷却水などの高水喪失に至らしめる

量・低圧システム(特にエ

内部溢水事象の特は、非活線となると見なす
緩和系

安全に停止するた

消火水、補機冷却海水系、 扉、サンプポンプ及び警報

めの機器の機能を

補機冷却水などの高水原子炉停止に必要な電気設備の喪失に至らしめる

量・低圧システム(特にエ

原子炉停止に必要な電気設備のキスパンション接続部が内、溢水時に水没するもののシ

内部溢水事象の特キスパンション接続部が内、溢水時に水没するもののシ

定

ある部位)

ーリングが十分であること

定

ある部位)

ーリングが十分であること

溢水時に浸水する保守規則の範囲にあるリ

異なる溢水区間に共通するオー

溢水時に浸水する保守規則の範囲にあるリ

異なる溢水区間に共通するオーと疑われるケーブ

スク上重要な機器を機能

プンドレインシステムの逆止弁と疑われるケーブ

スク上重要な機器を機能

プンドレインシステムの逆止弁

ル引き回し区画
（若

不全に至らしめる原因とケーブルの等級と品質が、水没

ル引き回し区画
（若

不全に至らしめる原因とケーブルの等級と品質が、水没

しくは、
復水や被水

なりえる湿分によるケーの状態が想定されていることとしくは、復水や被水なりえる湿分によるケーの状態が想定されていることとによって湿気環境

ブルの劣化・損傷整合していること

によって湿気環境

ブルの劣化・損傷整合していることに露出する可能性に露出する可能性のある場所）の特想定される水没状態において、のある場所）の特想定される水没状態において、定。

水没の可能性のあるケーブル定。

水没の可能性のあるケーブル

は、非活線となると見なす

は、非活線となると見なす

10- 373 -

基本検査運用ガイド
品質マネジメントシステムの運用（新旧対照表）1- 374 -

（下線部分は改正部分）
改

1

後

改

正

前

基本検査運用ガイド

基本検査運用ガイド

品質マネジメントシステムの運用

品質マネジメントシステムの運用（BQ0010_r2）（BQ0010_r1）

原子力規制庁

原子力規制庁

原子力規制部

原子力規制部

検査監督総括課

検査監督総括課

監視領域

1

監視領域

大分類

：
「原子力施設安全」「放射線安全」「核物質防護」

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」「核物質防護」

小分類：「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・大規模損壊対処」

小分類：「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・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」（実用炉、研開炉、「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」（実用炉、研開炉、試験炉、再処理、加工）

試験炉、再処理、加工）「臨界防止」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」「公衆に対する放射線安全」「従業員に対す「臨界防止」「閉じ込めの維持」「非常時の対応」「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」（貯蔵、管理、埋設、使用）る放射線安全」「核物質防護」（貯蔵、管理、埋設、使用）

検査分野
2

正

：
「横断」

検査目的

検査分野
2

：「横断」

検査目的

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。以下「原子炉等規

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。以下「原子炉等規制法」という。
）第４条第１項第３号、第13条第２項第７号、第23条第２項第９号、第43条の３の５第制法」という。）第４条第１項第３号、第13条第２項第７号、第23条第２項第９号、第43条の３の５第２項第11号、第44条第２項第９号、第51条の２第３項第７号及び第52条第２項第10号で規定している事

２項第11号、第44条第２項第９号、第51条の２第３項第７号及び第52条第２項第10号で規定している事項（保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備）について、原子力施設の保安のための業務項（保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備）について、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基準に関する規則（令和２年１月23日原子力規制委員会規則第２号。以

に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和２年１月23日原子力規制委員会規則第２号。以下、「品質管理基準規則」という。
）に規定されている品質マネジメントシステム（以下、「QMS」という。）

下、「品質管理基準規則」という。）に規定されている品質マネジメントシステム（以下、「QMS」という。）に基づき、保安活動の計画、実施、評価及び改善等の実施状況を確認する。これらの確認対象とする事に基づき、保安活動の計画、実施、評価及び改善等の実施状況を確認する。これらの確認対象とする事

業者の活動においては、設計及び工事の計画の認可に係る設計、工事、使用前事業者検査等における品業者の活動においては、設計及び工事の計画の認可に係る設計、工事、使用前事業者検査等における品質管理に係る活動などとも関連してくることから、関連する検査運用ガイドの適用も踏まえて確認し質管理に係る活動などとも関連してくることから、関連する検査運用ガイドの適用も踏まえて確認していくものとする。

ていくものとする。

また、原子炉等規制法第61条の２の２第１項第３号ロ及び第４号イで規定している事項（核物質防また、原子炉等規制法第61条の２の２第１項第３号ロ及び第４号イで規定している事項（核物質防護規定に従って講ずべき措置の実施状況及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置の実施状

護規定に従って講ずべき措置の実施状況及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置の実施状況）について、核物質防護規定に規定されている特定核燃料物質の防護のために必要な措置の定期的な況）について、核物質防護規定に規定されている特定核燃料物質の防護のために必要な措置の定期的な評価及び改善（以下、「核物質防護措置に係る評価・改善」という。）に関する活動の実施状況も確認す

評価及び改善（以下、「核物質防護措置に係る評価・改善」という。）に関する活動の実施状況も確認す

る。

る。

本検査の目的は、事業者がQMS及び核物質防護措置に係る評価・改善を積極的に活用することにより、本検査の目的は、事業者がQMS及び核物質防護措置に係る評価・改善を積極的に活用することにより、原子炉等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、問題となる事象（以下、原子炉等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、問題となる事象（以下、「事象」という。
）の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して、当該不「事象」という。）の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して、当該不適合の再発を防止できることなどの組織が改善に必要な業務遂行能力を有していることを確認するこ適合の再発を防止できることなどの組織が改善に必要な業務遂行能力を有していることを確認するこ

とである。

とである。
2

- 375 -

改正理由

改正に伴う修正

また、事業者は、自らの組織で発生した問題や今後顕在化することが想定される問題だけではなく、また、事業者は、自らの組織で発生した問題や今後顕在化することが想定される問題だけではなく、

広く国内外の産業界から得られた知見も踏まえて、改善の機会を逸することなく、問題を特定し対策を広く国内外の産業界から得られた知見も踏まえて、改善の機会を逸することなく、問題を特定し対策を講じることにより、問題の未然防止又は再発を防止する活動（以下、「PI&R活動」という。）を行わなけ

講じることにより、問題の未然防止又は再発を防止する活動（以下、「PI&R活動」という。）を行わなければならない。

ればならない。

このため、本検査では、PI&R活動に着目し、事業者がQMS及び核物質防護措置に係る評価・改善に従このため、本検査では、PI&R活動に着目し、事業者がQMS及び核物質防護措置に係る評価・改善に従った活動を実施し、問題の特定と解決が適切に行われていることを確認する。
3

検査要件
3.1 検査対象った活動を実施し、問題の特定と解決が適切に行われていることを確認する。
3

検査要件
3.1 検査対象

本検査では、各検査分野での活動目的を満たしているかどうかを監視評価する監視領域評価指標（以本検査では、各検査分野での活動目的を満たしているかどうかを監視評価する監視領域評価指標（以下、「パフォーマンス指標」という。
）の実績では把握できない事業者の活動状況を監視するため、①日常

下、「パフォーマンス指標」という。）の実績では把握できない事業者の活動状況を監視するため、①日常観察、②半期検査、③年次検査により、以下の(1)～(8)の検査項目等について確認する。

観察、②半期検査、③年次検査により、以下の(1)～(8)の検査項目等について確認する。

(1) 保安活動におけるPI&R活動の一環としての監視測定による課題の抽出、データ分析及び不適合の識別(1) 保安活動におけるPI&R活動の一環としての監視測定による課題の抽出、データ分析及び不適合の識別管理、それらの優先順位付け、原因の分析及び是正処置・未然防止処置等並びに核物質防護措置に係管理、それらの優先順位付け、原因の分析及び是正処置・未然防止処置等並びに核物質防護措置に係る評価・改善から成る事業者の是正処置プログラム（以下、「CAP」という。
）の実効性を評価する。更る評価・改善から成る事業者の是正処置プログラム（以下、「CAP」という。
）の実効性を評価する。更に安全活動※１において、CAPが有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかを確に安全活動※１において、CAPが有効に機能し、不適合の未然防止及び再発防止に役立っているかを確

認する。

認する。

※１ 安全活動とは、原子力規制検査等に関する規則（令和２年１月23日原子力規制委員会規則第１※１ 安全活動とは、原子力規制検査等に関する規則（令和２年１月23日原子力規制委員会規則第１号）第２条において、原子力事業者等又は核原料物質を使用する者の保安及び特定核燃料物質の号）第２条において、原子力事業者等又は核原料物質を使用する者の保安及び特定核燃料物質の防護のための業務に係る活動と規定している。

防護のための業務に係る活動と規定している。

(2) 品質管理基準規則に基づき事業者が自らの基準に従って保安活動を行い、その期待される成果が達成されていることを確認する。

(2) 品質管理基準規則に基づき事業者が自らの基準に従って保安活動を行い、その期待される成果が達成されていることを確認する。

(3) 原子力規制委員会からの指摘や指示等の情報及び国内外の原子力施設等から得られた知見並びにニ(3) 原子力規制委員会からの指摘や指示等の情報及び国内外の原子力施設等から得られた知見並びにニューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見

ューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。）を収集し、自らの組織で起こり得る問題の程度に照らして適切な未然防止処置を行っていを含む。）を収集し、自らの組織で起こり得る問題の程度に照らして適切な未然防止処置を行っていることを確認する。

ることを確認する。

(4) 事業者の内部監査（外部監査を含めても良い）及びマネジメントレビュー等の自己評価の実効性を確認する。
(5) 品質管理基準規則及び事業者の基準に基づく安全文化の育成と維持に関する取組状況やCAP等から得られる弱点や強化すべき分野について確認する。
(6) 過去に特定された規制要求及び事業者の基準に対する不遵守（「緑」（核燃料施設等においては「追加
対応なし」）のパフォーマンス劣化及びSLⅣの違反）についての是正処置状況を確認する。
(7) 調達先の管理を適切に実施していることを確認する。特に、調達先の不適合情報についても適切に調査して自らの組織への影響を評価し対応していることを確認する。
(8) 追加検査が必要になった場合には、本検査運用ガイドを使用することができる。
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数(4) 事業者の内部監査（外部監査を含めても良い）及びマネジメントレビュー等の自己評価の実効性を確認する。
(5) 品質管理基準規則及び事業者の基準に基づく安全文化の育成と維持に関する取組状況やCAP等から得られる弱点や強化すべき分野について確認する。
(6) 過去に特定された規制要求及び事業者の基準に対する不遵守（緑のパフォーマンス劣化及びSLⅣの違反）についての是正処置状況を確認する。
(7) 調達先の管理を適切に実施していることを確認する。特に、調達先の不適合情報についても適切に調査して自らの組織への影響を評価し対応していることを確認する。
(8) 追加検査が必要になった場合には、本検査運用ガイドを使用することができる。
検査目的に照らし検査が必要と判断される場合には、上記検査対象以外から選定してもよい。
3.2 検査の体制、頻度及びサンプル数
3- 376 -

記載の適正化（誤記）

4

検査は、以下及び表２の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

検査は、以下及び表２の検査要件まとめ表に示す検査体制、頻度、サンプル数及び時間を目安に行う。

(1) 日常観察(1) 日常観察a. 日常観察は、１ユニット、２ユニット及び３ユニット・サイトそれぞれについて、30分、40分及びa. 日常観察は、１ユニット、２ユニット及び３ユニット・サイトそれぞれについて、30分、40分及び50分を目安として行う。核燃料施設等においては、施設の規模や特徴に応じて、30～50分を目安と50分を目安として行う。核燃料施設等においては、施設の規模や特徴に応じて、30～50分を目安と

して行う。

して行う。

b. 日常観察は、事業者の日々のCAP（核燃料物質の防護に関係するものを含む。以下、日常観察に関す

b. 日常観察は、事業者の日々のCAP（核燃料物質の防護に関係するものを含む。以下、日常観察に関する記載において同じ。）に焦点を当てて監視活動を行うため、サンプル数は年間を通じての検査活動

る記載において同じ。）に焦点を当てて監視活動を行うため、サンプル数は年間を通じての検査活動

として１サンプルとする。また、日常観察では、それぞれの検査ガイドのリソースの約10～15%相当

として１サンプルとする。また、日常観察では、それぞれの検査ガイドのリソースの約10～15%相当とすることが期待される。必要とされる実際の所要時間は、特定の施設で生じる問題の性質と複雑とすることが期待される。必要とされる実際の所要時間は、特定の施設で生じる問題の性質と複雑性に依存して、大きく変わる場合がある。

性に依存して、大きく変わる場合がある。

(2) 半期検査(2) 半期検査

a. 半期検査は、事業者の活動結果の傾向を評価することにより事業者のパフォーマンスを把握するこ

a. 半期検査は、事業者の活動結果の傾向を評価することにより事業者のパフォーマンスを把握することを目的に実施し、半年毎を目安に行うこととしサンプル数を２とする。また、サイトのユニットとを目的に実施し、半年毎を目安に行うこととしサンプル数を２とする。また、サイトのユニット

数に関係なく、半期平均８～12時間と推定される。核燃料施設等においては、施設の規模や特徴に数に関係なく、半期平均８～12時間と推定される。核燃料施設等においては、施設の規模や特徴に応じて、半期平均４～６時間を目安として行う。

応じて、半期平均４～６時間を目安として行う。

(3) 年次検査(3) 年次検査

a． 本検査では、事業者のPI&R活動全般を対象に深掘りした検査を行うため、検査に費やされる時間は

b． 本検査では、事業者のPI&R活動全般を対象に深掘りした検査を行うため、検査に費やされる時間は検査対象の施設の状況に依存するとともに、事業者のパフォーマンスに応じて検査項目やサンプル

検査対象の施設の状況に依存するとともに、事業者のパフォーマンスに応じて検査項目やサンプル数を追加することもあるため、平均50～250時間を目安とする。核燃料施設等においては、施設の規数を追加することもあるため、平均50～250時間を目安とする。核燃料施設等においては、施設の規模や特徴に応じて、平均８～50時間を目安として行う。

模や特徴に応じて、平均８～50時間を目安として行う。

検査手順
4.1 検査実施(1) 日常観察
a． 検査官は、日常観察のため、事業者がCAPに入力した事案を確認する必要がある。この観察では、
日常のCAP会合に出席する等※２によりCAPの入力事案を確認する。この観察の目的は、半期検査及び年次検査又はその他の基本検査を通じて追加的なフォローアップが必要かもしれない反復的、長期的又は潜在的な機器故障や横断領域の問題等を検査官が把握するため、情報の収集及び分析を行うことにある。なお、安全文化に係る事象は、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」の安全文化10特性に基づき分類する。
※２ CAP会合への出席に限らず事業者のCAP活動が分かる資料を確認する等がある。
b． 事業者により特定された問題について、その重要性に応じて是正処置が計画、実行されていることを確認する。選択した問題について綿密な検査が必要な場合には、年次検査により実施することができる。なお、不適合事象等の原因分析は、「原因分析に関するガイド」を参照しても良い。
c． 原子力施設の機器及び安全活動に係る問題が、適切な閾値に基づき事業者により特定され、CAPに反映されていることを確認する。ヒューマンファクターに関する問題は、「附属書２ 業務遂行能力に関するガイド」に基づき、その要因を確認する。また、横断領域のパフォーマンス劣化に繋がるような問題に留意し、これらが問題になりつつある又は既に顕在化していたものに影響を及ぼ

4

検査手順
4.1 検査実施(1) 日常観察
a． 検査官は、日常観察のため、事業者がCAPに入力した事案を確認する必要がある。この観察では、
日常のCAP会合に出席する等※２によりCAPの入力事案を確認する。この観察の目的は、半期検査及び年次検査又はその他の基本検査を通じて追加的なフォローアップが必要かもしれない反復的、長期的又は潜在的な機器故障や横断領域の問題等を検査官が把握するため、情報の収集及び分析を行うことにある。なお、安全文化に係る事象は、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」の安全文化10特性に基づき分類する。
※２ CAP会合への出席に限らず事業者のCAP活動が分かる資料を確認する等がある。
b． 事業者により特定された問題について、その重要性に応じて是正処置が計画、実行されていることを確認する。選択した問題について綿密な検査が必要な場合には、年次検査により実施することができる。なお、不適合事象等の原因分析は、「原因分析に関するガイド」を参照しても良い。
c． 原子力施設の機器及び安全活動に係る問題が、適切な閾値に基づき事業者により特定され、CAPに反映されていることを確認する。ヒューマンファクターに関する問題は、「附属書２ 業務遂行能力に関するガイド」に基づき、その要因を確認する。また、横断領域のパフォーマンス劣化に繋がるような問題に留意し、これらが問題になりつつある又は既に顕在化していたものに影響を及ぼ
4- 377 -

すようなものについて確認する必要がある。
d． 事業者が問題を適切に分類し、短期的な是正処置を講じたことを検証するためにサンプルを抽出して確認する。

すようなものについて確認する必要がある。
d． 事業者が問題を適切に分類し、短期的な是正処置を講じたことを検証するためにサンプルを抽出して確認する。

e． その他の基本検査の実施中に事業者のCAPが適切に行われていることを確認する。

e． その他の基本検査の実施中に事業者のCAPが適切に行われていることを確認する。

f． 検査官からの指摘や原子力規制委員会からの指示等の情報並びにニューシア（NUCIA）情報等（原f． 検査官からの指摘や原子力規制委員会からの指示等の情報並びにニューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。）が事業者のCAPに子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。）が事業者のCAPに取り込まれていることを確認する。

取り込まれていることを確認する。

(2)半期検査(2)半期検査a． 安全に影響を及ぼす可能性のある傾向を特定するため、日常観察で収集、分類した情報から類似の

a． 安全に影響を及ぼす可能性のある傾向を特定するため、日常観察で収集、分類した情報から類似の不適合の再発、有効性レビューや是正処置が未実施の案件、保安規定に抵触するおそれのある事象

不適合の再発、有効性レビューや是正処置が未実施の案件、保安規定に抵触するおそれのある事象等を抽出し、半年毎に分析する。

等を抽出し、半年毎に分析する。

b． 抽出、分析にあたっては、事業者が行った活動の状態監視、機器等の傾向監視及び自己評価に加え、繰り返し発生している不適合事象や類似性のある問題に着目する。

b． 抽出、分析にあたっては、事業者が行った活動の状態監視、機器等の傾向監視及び自己評価に加え、繰り返し発生している不適合事象や類似性のある問題に着目する。

c． 事業者からの情報及び上記a.の分析結果から、事業者の活動や原子力施設の傾向を評価する。

c． 事業者からの情報及び上記a.の分析結果から、事業者の活動や原子力施設の傾向を評価する。

d． 加えて、再発している不適合又はプラントの系統、構造物及び機器（以下、「SSC」という。）の安d． 加えて、再発している不適合又はプラントの系統、構造物及び機器（以下、「SSC」という。）の安

全に潜在的な影響を及ぼすおそれのある傾向を特定するため、CAPで処置された是正処置の適切性

全に潜在的な影響を及ぼすおそれのある傾向を特定するため、CAPで処置された是正処置の適切性についても確認する。

についても確認する。

(3)年次検査(3)年次検査

a． 本検査では、事業者の評価結果と検査官の確認、評価結果とを比較し、PI&R 活動全般の実効性を

a． 本検査では、事業者の評価結果と検査官の確認、評価結果とを比較し、PI&R 活動全般の実効性を評価する。その際、原子力規制事務所所属の検査官から提供された日常観察及び半期検査の情報も評価する。その際、原子力規制事務所所属の検査官から提供された日常観察及び半期検査の情報も活用しつつ、前年の検査以降に事業者の CAP により処理された問題を選択する。サンプルを選択活用しつつ、前年の検査以降に事業者の CAP により処理された問題を選択する。サンプルを選択する際には、「5.1 (3)b.検査対象の選定」及び「5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド」をする際には、「5.1 (3)b.検査対象の選定」及び「5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド」を参照することとし、可能な範囲において選定したサンプルには以下を含めること。

参照することとし、可能な範囲において選定したサンプルには以下を含めること。

また、検査に当たっては、「5.4 検査で考慮する項目及びパフォーマンス特性」の「表１ 検査でまた、検査に当たっては、「5.4 検査で考慮する項目及びパフォーマンス特性」の「表１ 検査で考慮する項目」を参照して各問題をレビューすること。

考慮する項目」を参照して各問題をレビューすること。

(a) 事業者のCAPに文書化されている安全上重要な不適合事象(a) 事業者のCAPに文書化されている安全上重要な不適合事象(b) 検査官からの指摘や原子力規制委員会からの指示等の情報並びにニューシア（NUCIA）情(b) 検査官からの指摘や原子力規制委員会からの指示等の情報並びにニューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。
）

報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。
）

を収集して特定された問題を収集して特定された問題(c) 事業者の内部監査（外部監査含む）及びマネジメントレビューのインプット、アウトプッ(c) 事業者の内部監査（外部監査含む）及びマネジメントレビューのインプット、アウトプットト(d) 組織の健全な安全文化を育成し維持するための活動や安全を向上させるような提案、忌(d) 組織の健全な安全文化を育成し維持するための活動や安全を向上させるような提案、忌憚のない意見が部下からなされることを阻害するような環境が無いか等を含む安全文化

憚のない意見が部下からなされることを阻害するような環境が無いか等を含む安全文化の弱点や強化すべき分野の弱点や強化すべき分野

b． サンプルとして横断領域に関連する顕在化した又は今後顕在化すると想定される問題も選定し、

b． サンプルとして横断領域に関連する顕在化した又は今後顕在化すると想定される問題も選定し、弱点や強化すべき分野の評価を行う。その際、安全文化に係る事象は、「附属書１ 安全文化の育

弱点や強化すべき分野の評価を行う。その際、安全文化に係る事象は、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」の安全文化 10 特性に基づき分類し、安全文化の傾向を把握する。

成と維持に関するガイド」の安全文化 10 特性に基づき分類し、安全文化の傾向を把握する。

c． 組織の問題や課題が経営層に把握され、その改善や解決のために必要な措置が組織運営に反映さc． 組織の問題や課題が経営層に把握され、その改善や解決のために必要な措置が組織運営に反映され、安全の向上に寄与していることを確認するため、施設の所長等他、管理責任者や担当者等に必れ、安全の向上に寄与していることを確認するため、施設の所長等他、管理責任者や担当者等に必5- 378 -

要に応じて、インタビューを行っても良い。インタビューの実施に当たっては、「5.2 インタビュ

要に応じて、インタビューを行っても良い。インタビューの実施に当たっては、「5.2 インタビュ

ー時の留意事項（参考）」に留意して実施すること。

ー時の留意事項（参考）」に留意して実施すること。

なお、検査官は、上記サンプルから得られた結果から以下の項目について、分析及び評価を実施

なお、検査官は、上記サンプルから得られた結果から以下の項目について、分析及び評価を実施

すること。

5

すること。

(a) 問題を特定、評価、是正する事業者のCAPの実効性(a) 問題を特定、評価、是正する事業者のCAPの実効性(b) 事業者による運転経験情報等を活用した未然防止活動の状況(b) 事業者による運転経験情報等を活用した未然防止活動の状況(c) 完了した事業者の内部監査とマネジメントレビューの実施状況(c) 完了した事業者の内部監査とマネジメントレビューの実施状況(d) 事業者の安全文化の育成等の活動の実効性と安全文化の弱点や強化すべき分野(d) 事業者の安全文化の育成等の活動の実効性と安全文化の弱点や強化すべき分野

d． 日常観察及び半期検査において抽出した問題点を年次検査の参考情報として活用する。

d． 日常観察及び半期検査において抽出した問題点を年次検査の参考情報として活用する。

検査手引
5.1

5

検査の視点

検査手引
5.1

検査の視点

本検査は、可能な限りパフォーマンスベースの手法をとり、事業者の実際の活動及びその活動結果

本検査は、可能な限りパフォーマンスベースの手法をとり、事業者の実際の活動及びその活動結果を記載した文書・記録を直接、監視又は確認する必要がある。検査官は、運転経験、評価及び監査をを記載した文書・記録を直接、監視又は確認する必要がある。検査官は、運転経験、評価及び監査を含む事業者のCAPの成果物と結果を評価する。その際、安全上重大な問題に焦点を当て、パフォーマ

含む事業者のCAPの成果物と結果を評価する。その際、安全上重大な問題に焦点を当て、パフォーマ

ンス劣化と判断される問題については、当該パフォーマンスに横断的に関連する原因を評価する。本

ンス劣化と判断される問題については、当該パフォーマンスに横断的に関連する原因を評価する。本

検査は、CAP及び関連する手順書の記録等の事務的な手続きよりも安全上重大な問題に焦点を当て、検査は、CAP及び関連する手順書の記録等の事務的な手続きよりも安全上重大な問題に焦点を当て、事業者のPI&R活動における問題の特定や是正処置の実効性を確認する。是正処置の適切性を確認する

事業者のPI&R活動における問題の特定や是正処置の実効性を確認する。是正処置の適切性を確認する

際には、「原因分析に関するガイド」を参照しても良い。なお、事業者のPI&R活動をレビューする場合

際には、「原因分析に関するガイド」を参照しても良い。なお、事業者のPI&R活動をレビューする場合

は、以下のガイダンスを考慮すること。

は、以下のガイダンスを考慮すること。

(1) 日常観察(1) 日常観察

日常観察では、改善が必要な問題や課題等が、決められた閾値に基づき特定され、CAP活動にイ

日常観察では、改善が必要な問題や課題等が、決められた閾値に基づき特定され、CAP活動にイ

ンプットされて適切に処理されていることを確認する。具体的には、検査官が巡視や検査を通じてンプットされて適切に処理されていることを確認する。具体的には、検査官が巡視や検査を通じて特定した問題と事業者が特定した問題とを比較することにより、確認することができる。

特定した問題と事業者が特定した問題とを比較することにより、確認することができる。

a． 検査官は、以下のような機器故障、不適切な保全作業、職員の人的過誤、不適切なリスク評価・管a． 検査官は、以下のような機器故障、不適切な保全作業、職員の人的過誤、不適切なリスク評価・管理、緊急時への不適切な備え、不適切な手順書等が、確認されたパフォーマンス劣化に潜在的に関理、緊急時への不適切な備え、不適切な手順書等が、確認されたパフォーマンス劣化に潜在的に関係していたかどうかを確認すること。

係していたかどうかを確認すること。

(a) 上記のような関係性を特定した場合、事業者が検査官から指摘を受ける前に当該事象を特(a) 上記のような関係性を特定した場合、事業者が検査官から指摘を受ける前に当該事象を特定しCAPへ入力していたのか、あるいは検査官から指摘を受けてからCAPに入力したのかを定しCAPへ入力していたのか、あるいは検査官から指摘を受けてからCAPに入力したのかを検証するため、検査官はCAPに関する記録確認やCAPの会議体に参加すること。

検証するため、検査官はCAPに関する記録確認やCAPの会議体に参加すること。

(b) 問題になりつつある又は問題になっている事象が他の分野にもあるかどうか以下のような(b) 問題になりつつある又は問題になっている事象が他の分野にもあるかどうか以下のような横断的視点を持って確認すること。

横断的視点を持って確認すること。

① 以下のような類似の不適合が発生していなかったか。

① 以下のような類似の不適合が発生していなかったか。

(ア)同様な管理がされている機器(ア)同様な管理がされている機器(イ)同一系統、同様な設置環境(イ)同一系統、同様な設置環境(ウ)同一部署 等(ウ)同一部署 等② ヒューマンエラーに関する事象② ヒューマンエラーに関する事象③ 不適切な管理に関する事象 等③ 不適切な管理に関する事象 等
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(c) 原子力施設に関する事故・故障等の報告等に該当する事象があれば、その内容を確認し、(c) 原子力施設に関する事故・故障等の報告等に該当する事象があれば、その内容を確認し、その問題が事業者のCAPに入力され、適切に処理されていることを検証する。

その問題が事業者のCAPに入力され、適切に処理されていることを検証する。

(d) 調達先の不適合情報についても適切に評価して必要な対応をしていることを検証する。

(d) 調達先の不適合情報についても適切に評価して必要な対応をしていることを検証する。

(e) 事業者が特定する不適合等について、品質管理基準規則に従って改善活動を行っているこ(e) 事業者が特定する不適合等について、品質管理基準規則に従って改善活動を行っていることを確認する。

とを確認する。

b． 検査官は、「緑」（核燃料施設等においては「追加対応なし」）以上の可能性がある問題、状況に関して、事業者の原因分析及び是正処置が不十分と思われる場合には注意を怠らないこと。

b． 検査官は、「緑」以上の可能性がある問題、状況に関して、事業者の原因分析及び是正処置が不十 記載の適正化（誤記）
分と思われる場合には注意を怠らないこと。

事業者による原因分析及び是正処置が適切ではなかった理由を判断するため、事業者による原事業者による原因分析及び是正処置が適切ではなかった理由を判断するため、事業者による原因分析及び是正処置に関する状況についても確認すること。問題がある場合には、「表１ 検査で因分析及び是正処置に関する状況についても確認すること。問題がある場合には、「表１ 検査で考慮する項目」に基づき、選択したサンプルをレビューする。検査官は事業者が品質を損なうよう考慮する項目」に基づき、選択したサンプルをレビューする。検査官は事業者が品質を損なうような状況を特定、分類し、暫定又は最終的な是正処置が事業者の手順書及び規制要件に適合しているな状況を特定、分類し、暫定又は最終的な是正処置が事業者の手順書及び規制要件に適合しているかどうかを判断すること。

かどうかを判断すること。

例えば、品質を損なう状況を伴う最終的な処置によって、長期的な不適合や劣化した状況を継例えば、品質を損なう状況を伴う最終的な処置によって、長期的な不適合や劣化した状況を継続していたことが明らかになる可能性がある（例：改善を先送りするための現状維持の決定、設備続していたことが明らかになる可能性がある（例：改善を先送りするための現状維持の決定、設備又は運転上の判定基準の不適切な改訂、設計又は運転裕度の不適切な低減、繰り返される応急的な又は運転上の判定基準の不適切な改訂、設計又は運転裕度の不適切な低減、繰り返される応急的な作業指示等）。

作業指示等）。

c． ほとんどの基本検査ガイドには、当該検査の対象範囲においてPI&R活動の検査が含まれる。基本検c． ほとんどの基本検査ガイドには、当該検査の対象範囲においてPI&R活動の検査が含まれる。基本検査の一部でPI&R活動の検査を行う目的は、すべての監視領域の基本検査においてPI&R活動をサン査の一部でPI&R活動の検査を行う目的は、すべての監視領域の基本検査においてPI&R活動をサン

プルすることにある。上記のように、PI&R活動の評価で最初に焦点を当てるのは、事業者が適切なプルすることにある。上記のように、PI&R活動の評価で最初に焦点を当てるのは、事業者が適切な閾値で問題を特定し、それを自らのCAPに取り込んでいることを検証することである。

閾値で問題を特定し、それを自らのCAPに取り込んでいることを検証することである。

ただし、検査官は、今後の検査対象となる潜在的な分野を特定するために、既に処理された是

ただし、検査官は、今後の検査対象となる潜在的な分野を特定するために、既に処理された是

正処置を日常観察から除外することはない。検査官は、基本検査のサンプルを選定する場合、本検正処置を日常観察から除外することはない。検査官は、基本検査のサンプルを選定する場合、本検査ガイドの知見を考慮すべきであり、また、基本検査の一部としてPI&R活動のフォローアップを行

査ガイドの知見を考慮すべきであり、また、基本検査の一部としてPI&R活動のフォローアップを行ってもよい。

ってもよい。

d． 火災防護等の専門的な案件は、本庁の担当部門に連絡すること。

d． 火災防護等の専門的な案件は、本庁の担当部門に連絡すること。

(2) 半期検査(2) 半期検査

a． 半期検査の対象期間に、下記のような傾向に着目して、事業者の活動状況等を評価する。

a． 半期検査の対象期間に、下記のような傾向に着目して、事業者の活動状況等を評価する。

(a) 類似の機器や系統における不適合の再発(a) 類似の機器や系統における不適合の再発(b) 同じ監視領域での不適合の発生状況(b) 同じ監視領域での不適合の発生状況(c) ヒューマンエラーの傾向(c) ヒューマンエラーの傾向(d) 事業者の部門毎の不適合の発生状況(d) 事業者の部門毎の不適合の発生状況(e) 有効性レビューや是正処置が未実施の案件(e) 有効性レビューや是正処置が未実施の案件

等

等

b． 事業者の評価結果を基本検査又は追加検査により特定した結果と比較すること。

b． 事業者の評価結果を基本検査又は追加検査により特定した結果と比較すること。

c． 年次検査のスケジュールが、半期レビューから６カ月以内に設定される場合、原子力規制事務所所

c． 年次検査のスケジュールが、半期レビューから６カ月以内に設定される場合、原子力規制事務所所

属の検査官は、事業者のパフォーマンス劣化に係る情報を年次検査チームの検査対象に組み入れ属の検査官は、事業者のパフォーマンス劣化に係る情報を年次検査チームの検査対象に組み入れ

ること。

ること。
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d． 事業者の安全文化に係る不適切な事象（事業者がヒューマンエラーと判断した事象を含む。）をCAP

d． 事業者の安全文化に係る不適切な事象（事業者がヒューマンエラーと判断した事象を含む。）をCAP

等の情報を通じて入手した場合は、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき、等の情報を通じて入手した場合は、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき、事業者の安全文化における傾向を把握する。

事業者の安全文化における傾向を把握する。

(3) 年次検査(3) 年次検査

a． 計画立案

a． 計画立案

検査官は、計画を立案するにあたって、PI&R活動を管理する事業者の手順書等を確認する必要が検査官は、計画を立案するにあたって、PI&R活動を管理する事業者の手順書等を確認する必要がある。これらの文書は、効果的かつ効率的な検査を行うため、レビューのみを行い、必要に応じて、ある。これらの文書は、効果的かつ効率的な検査を行うため、レビューのみを行い、必要に応じて、事業者のプログラムやプロセスについて十分な情報を提供してもらう必要がある。

事業者のプログラムやプロセスについて十分な情報を提供してもらう必要がある。

これに加え、前年の年次検査以降に発行された CAP 関連文書の一覧（例：作業依頼票、不適合管

これに加え、前年の年次検査以降に発行された CAP 関連文書の一覧（例：作業依頼票、不適合管

理、是正処置及び未然防止処置報告書等）、事業者の活動に関連するマネジメントレビューインプ

理、是正処置及び未然防止処置報告書等）、事業者の活動に関連するマネジメントレビューインプ

ット・アウトプット等の自己評価資料（内部監査資料を含む）、パフォーマンスの指標及び事業者

ット・アウトプット等の自己評価資料（内部監査資料を含む）、パフォーマンスの指標及び事業者の安全文化の育成等の活動の報告等も確認すること。

の安全文化の育成等の活動の報告等も確認すること。

b． 検査対象の選定

b． 検査対象の選定

上記により立案した検査計画に基づき、検査官は、事業者のPI&R活動から検査対象を抽出する

上記により立案した検査計画に基づき、検査官は、事業者のPI&R活動から検査対象を抽出すること。年次検査のチームリーダーは、日常観察及び半期検査から得られた情報も考慮しながら問題こと。年次検査のチームリーダーは、日常観察及び半期検査から得られた情報も考慮しながら問題を選定し、事業者のPI&R活動の実効性を確認すること。また、事業者のCAPの中で文書化されていを選定し、事業者のPI&R活動の実効性を確認すること。また、事業者のCAPの中で文書化されている外部組織によるピアレビュー等の指摘事項、推奨事項、是正処置及び運転経験を参照することもる外部組織によるピアレビュー等の指摘事項、推奨事項、是正処置及び運転経験を参照することも

できる。

できる。

(a) 検査対象には、「5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド」の必須項目（※の項目）に加え、(a) 検査対象には、「5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド」の必須項目（※の項目）に加え、事業者のパフォーマンスに応じて、同ガイドから広範囲な問題を含めることができる。例えば、事業者のパフォーマンスに応じて、同ガイドから広範囲な問題を含めることができる。例えば、検査対象として、配管の腐食、安全関連海水系の劣化、ホウ酸の蓄積、電子機器の経年劣化、検査対象として、配管の腐食、安全関連海水系の劣化、ホウ酸の蓄積、電子機器の経年劣化、設置環境等、その重要度が経年に依存する恐れがある問題を含めることができる。この検査で設置環境等、その重要度が経年に依存する恐れがある問題を含めることができる。この検査では、５年間を対象としてチームが指定した項目について事業者に対し、CAP情報等の検索（コンは、５年間を対象としてチームが指定した項目について事業者に対し、CAP情報等の検索（コンピューター又はその他の手段により）を要求することができる。

ピューター又はその他の手段により）を要求することができる。

(b) 検査期間中に事業者が安全文化に関する定期的な自己評価を実施している場合、その他の安全(b) 検査期間中に事業者が安全文化に関する定期的な自己評価を実施している場合、その他の安全文化の弱点や強化すべき分野に関する自己評価とともに検査対象に含めなければならない。事文化の弱点や強化すべき分野に関する自己評価とともに検査対象に含めなければならない。事業者が安全文化の育成等の活動に関する複数の自己評価（以下、「安全文化評価」という。）を業者が安全文化の育成等の活動に関する複数の自己評価（以下、「安全文化評価」という。）を実施している場合、これらの複合的な評価を１つの検査対象とみなすことができる。検査官は、実施している場合、これらの複合的な評価を１つの検査対象とみなすことができる。検査官は、

安全文化の評価により特定された問題に対する事業者の評価と措置の適切性を確認すること。

安全文化の評価により特定された問題に対する事業者の評価と措置の適切性を確認すること。

(c) 事業者の活動状況を品質管理基準規則及び「附属書１

安全文化の育成と維持に関するガイド」(c) 事業者の活動状況を品質管理基準規則及び「附属書１

安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき評価するが、必ずしもすべての措置についてこれらに基づいて評価する必要はなく、に基づき評価するが、必ずしもすべての措置についてこれらに基づいて評価する必要はなく、品質に影響を及ぼさない問題については、従業員の気付き事項プログラムのようなその他の手品質に影響を及ぼさない問題については、従業員の気付き事項プログラムのようなその他の手段を通じて解決することがより適切という可能性がある。検査官は、評価方法や評価の適切性

段を通じて解決することがより適切という可能性がある。検査官は、評価方法や評価の適切性ではなく、評価結果に対する事業者の対応又は是正処置に主眼を置くこと。また、事業者が独ではなく、評価結果に対する事業者の対応又は是正処置に主眼を置くこと。また、事業者が独立した外部組織による安全文化の評価を実施するように原子力規制委員会から要求された場

立した外部組織による安全文化の評価を実施するように原子力規制委員会から要求された場

合、検査官は事業者が行った当該評価についても確認すること。

合、検査官は事業者が行った当該評価についても確認すること。

(d) 検査官は、リスクの観点から１つ以上の重要な系統をサンプルとして選定してもよい。例えば、「BO1020(d) 検査官は、リスクの観点から１つ以上の重要な系統をサンプルとして選定してもよい。例えば、設備の系統構成ガイド」の「包括的系統構成確認」に従って選択した系統の現場確「BO1020 設備の系統構成ガイド」の「包括的系統構成確認」に従って選択した系統の現場確認により、事業者のPI&R活動のあらゆる側面（問題の特定、優先順位付け、評価及び是正）の認により、事業者のPI&R活動のあらゆる側面（問題の特定、優先順位付け、評価及び是正）の
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実施が十分であるかについて知見を得ることができる。ただし、検査対象の選定にこの方法が実施が十分であるかについて知見を得ることができる。ただし、検査対象の選定にこの方法が用いられる場合、重大事故等の監視領域及び放射線安全の監視領域における基本検査への適用用いられる場合、重大事故等の監視領域及び放射線安全の監視領域における基本検査への適用を確実にするため、追加的な確認が必要となる場合がある。核燃料施設等については、「運転管を確実にするため、追加的な確認が必要となる場合がある。核燃料施設等については、「運転管

理検査ガイド」等を参考にすること。

理検査ガイド」等を参考にすること。

c． PI&R活動に対する洞察の深掘

c． PI&R活動に対する洞察の深掘検査チームは、十分な範囲の分野から十分な数のサンプルを評価することにより、事業者のCAP、検査チームは、十分な範囲の分野から十分な数のサンプルを評価することにより、事業者のCAP、運転経験及び自己評価・内部監査の結果（外部監査が有れば含む。）を用いた事業者による問題の運転経験及び自己評価・内部監査の結果（外部監査が有れば含む。）を用いた事業者による問題の特定、評価及び解決に対する能力について考察を行うこと。検査官は、これらの結果をPI&R活動の特定、評価及び解決に対する能力について考察を行うこと。検査官は、これらの結果をPI&R活動の事業者評価と比較することにより、事業者の評価がPI&R活動に関する検査官の評価と整合してい事業者評価と比較することにより、事業者の評価がPI&R活動に関する検査官の評価と整合しているかを判断する。

るかを判断する。

本検査により、事業者のCAP、運転経験及び自己評価・内部監査における事業者のパフォーマン

本検査により、事業者のCAP、運転経験及び自己評価・内部監査における事業者のパフォーマン

スを確認し、パフォーマンス劣化の有無を確認する。パフォーマンス劣化が確認された場合には、

スを確認し、パフォーマンス劣化の有無を確認する。パフォーマンス劣化が確認された場合には、その劣化の程度について評価を行う。

その劣化の程度について評価を行う。

5.2 インタビュー時の留意事項（参考）a． 職員等への聴取

5.2 インタビュー時の留意事項（参考）c． 職員等への聴取

検査期間中に事業者の職員及び協力企業の従業員に聴取を行う場合、検査官は、懸念事項の提起

検査期間中に事業者の職員及び協力企業の従業員に聴取を行う場合、検査官は、懸念事項の提起

や問題の報告に消極的になる課題や状況が無いか注目する必要がある。事業者の職員及び協力企業

や問題の報告に消極的になる課題や状況が無いか注目する必要がある。事業者の職員及び協力企業の従業員への聴取により、プラントの運転や安全に影響を及ぼすおそれのある安全文化の実情を把の従業員への聴取により、プラントの運転や安全に影響を及ぼすおそれのある安全文化の実情を把握することができる。その際、事業者の職員からの安全文化に関する聴取の結果と、事業者の安全握することができる。その際、事業者の職員からの安全文化に関する聴取の結果と、事業者の安全文化の評価結果との類似点及び相違点に注目すること。

文化の評価結果との類似点及び相違点に注目すること。

インタビューは、検査手法の一つの手段であり、現場巡視や記録確認等を補完するものと位置付

インタビューは、検査手法の一つの手段であり、現場巡視や記録確認等を補完するものと位置付けられ、記録により確認できないものを対象としている。つまり、インタビューでの個々の回答及けられ、記録により確認できないものを対象としている。つまり、インタビューでの個々の回答及び回答をとりまとめた結果は、それのみで検査結果として取り扱わないが、インタビューで見つけび回答をとりまとめた結果は、それのみで検査結果として取り扱わないが、インタビューで見つけた弱点等は、検査中に確認するか、確認できない場合には、その後の検査で確認すること。

た弱点等は、検査中に確認するか、確認できない場合には、その後の検査で確認すること。

また、インタビューでの個々の回答は、対象者が社内で不利益を受けるおそれがあるため、取扱

また、インタビューでの個々の回答は、対象者が社内で不利益を受けるおそれがあるため、取扱いには注意する必要がある（b. NRC の取り組み等参照）。

いには注意する必要がある（b. NRC の取り組み等参照）。

b． NRC の取り組み等

d． NRC の取り組み等(a) NRC は、インタビュー対象者のリスト情報を事業者側の管理職のみが知ることができるよ(d) NRC は、インタビュー対象者のリスト情報を事業者側の管理職のみが知ることができるよ

うに限定した上で、インタビューを受けるスタッフの上司に対して、インタビューの事前

うに限定した上で、インタビューを受けるスタッフの上司に対して、インタビューの事前準備やインタビュー結果の報告を求めないことを要請。

準備やインタビュー結果の報告を求めないことを要請。

(b) インタビューの回答を理由に上司や管理職が当該スタッフに不利益な扱いをした場合、(e) インタビューの回答を理由に上司や管理職が当該スタッフに不利益な扱いをした場合、Allegation（NRC への内部告発制度）による申告が可能な旨をインタビュー時に伝え、当Allegation（NRC への内部告発制度）による申告が可能な旨をインタビュー時に伝え、当該対象者から申告を受ければ、NRC が事実関係を調査。

該対象者から申告を受ければ、NRC が事実関係を調査。

(c) 日本の場合、上記 Allegation に該当する「原子力施設安全情報に係る申告制度」（原子力(f) 日本の場合、上記 Allegation に該当する「原子力施設安全情報に係る申告制度」（原子力規制委員会ホームページのトップページから「原子力の規制」を選択し、「原子力規制検規制委員会ホームページの上段「手続き・申請」中、「申告制度」を参照）があり、申告査」の「申告制度」を参照）があり、申告があった場合、これに基づき適切に対応する。

があった場合、これに基づき適切に対応する。

5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド

5.3 年次検査のサンプル選定に関するガイド

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記載の適正化（原子力規制委員会 HPの更新）

(1) 検査官は、年次検査の対象を選定する場合、実用炉の場合は、６つの監視領域（小分類：発生防(1) 検査官は、年次検査の対象を選定する場合、実用炉の場合は、６つの監視領域（小分類：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）から、核燃料施設等については施設に応じた監視領域

放射線安全、従業員に対する放射線安全）から、核燃料施設等については施設に応じた監視領域から幅広く選定すること。検査官は当該施設の問題、課題等の弱点、PI&R 活動及び過去に検査しから幅広く選定すること。検査官は当該施設の問題、課題等の弱点、PI&R 活動及び過去に検査した分野に精通している原子力規制事務所所属の検査官又は本庁の検査官との協議から、適切なサた分野に精通している原子力規制事務所所属の検査官又は本庁の検査官との協議から、適切なサンプルを決定するための知見を入手すること。

ンプルを決定するための知見を入手すること。

また、年次検査のためのサンプル選定に当たっては、保全プログラムの二次文書や保全計画等

また、年次検査のためのサンプル選定に当たっては、保全プログラムの二次文書や保全計画等の保全情報、事業者の最新リスク分析の結果又は評価、運転部門の保修依頼票やサーベランス試の保全情報、事業者の最新リスク分析の結果又は評価、運転部門の保修依頼票やサーベランス試

験結果等のプラント情報についても参考にすること。

験結果等のプラント情報についても参考にすること。

(2) 年次検査のサンプル選定に当たっては、以下の※が付いた項目を必須項目とし、それ以外の項目
は、事業者のパフォーマンスに応じて追加することができる。
【必須項目】
a． ※事業者が特定した問題（内部監査又は自己評価により特定された問題及び事業者の不適合等(2) 年次検査のサンプル選定に当たっては、以下の※が付いた項目を必須項目とし、それ以外の項目
は、事業者のパフォーマンスに応じて追加することができる。
【必須項目】
a． ※事業者が特定した問題（内部監査又は自己評価により特定された問題及び事業者の不適合等の報告書を含む）。

の報告書を含む）。

事業者の不適合等に関する CAP 情報のレビューは、原子力規制事務所所属の検査官から提供さ事業者の不適合等に関する CAP 情報のレビューは、原子力規制事務所所属の検査官から提供された日常観察及び半期検査での問題点に着目するなど、検査期間中の検査リソースを効果的にれた日常観察及び半期検査での問題点に着目するなど、検査期間中の検査リソースを効果的に利用し、品質を大きく損なう事象に対する是正処置を優先的に検査対象とすること。事業者の利用し、品質を大きく損なう事象に対する是正処置を優先的に検査対象とすること。事業者の是正処置（根本的な原因分析（Root Cause Analysis）を含む。以下「RCA」という。）につい是正処置（根本的な原因分析（Root Cause Analysis）を含む。以下「RCA」という。）について評価する際は、「原因分析に関するガイド」を参照して評価してもよい。

て評価する際は、「原因分析に関するガイド」を参照して評価してもよい。

b． ※品質管理基準規則第18条～第20条（マネジメントレビュー関連）に関する自己評価の結果

b． ※品質管理基準規則第18条～第20条（マネジメントレビュー関連）に関する自己評価の結果

事業者の自己評価の結果が、本検査で収集されたデータと一貫性があるかどうか、自己評価が事業者の自己評価の結果が、本検査で収集されたデータと一貫性があるかどうか、自己評価が問題を効果的に特定しているかどうかを判断すること。検査対象の評価の結果と過去に行われた問題を効果的に特定しているかどうかを判断すること。検査対象の評価の結果と過去に行われた評価の結果との間に存在する差異が合理的なものであることを検証すること。PI&R活動により特評価の結果との間に存在する差異が合理的なものであることを検証すること。PI&R活動により特定した問題の解決にあたって、適時、適切に是正処置が実施されているかどうかを判断するため、定した問題の解決にあたって、適時、適切に是正処置が実施されているかどうかを判断するため、事業者の自己評価をレビューすること。

事業者の自己評価をレビューすること。

c． ※内部監査

c． ※内部監査

内部監査部門は、社長の代理として組織の監査を行う使命があり、社長の意向に沿って組織

内部監査部門は、社長の代理として組織の監査を行う使命があり、社長の意向に沿って組織の問題、課題を特定し、組織の改善を促す重要な部門である。このことから、内部監査をレビの問題、課題を特定し、組織の改善を促す重要な部門である。このことから、内部監査をレビューする場合、検査官は、その監査がQMSの分野における問題を適切に特定しているかどうかをューする場合、検査官は、その監査がQMSの分野における問題を適切に特定しているかどうかを判断するため、事業者のQMS及び監査計画書、監査報告書を理解する必要がある。

判断するため、事業者のQMS及び監査計画書、監査報告書を理解する必要がある。

監査の結果と検査官の結論の間に矛盾点を見出した場合、当該分野について複数サイクルの監査の結果と検査官の結論の間に矛盾点を見出した場合、当該分野について複数サイクルの監査をレビューし、品質管理基準規則第46条（内部監査）の要求事項に対して、十分な深みと監査をレビューし、品質管理基準規則第46条（内部監査）の要求事項に対して、十分な深みと範囲をもった適切な監査となっているかどうかを判断する必要がある。品質管理基準規則第46範囲をもった適切な監査となっているかどうかを判断する必要がある。品質管理基準規則第46条（内部監査）に基づき定期的に実施される内部監査の結果は、「被監査部門の活動がQMSや業条（内部監査）に基づき定期的に実施される内部監査の結果は、「被監査部門の活動がQMSや業

務プロセスに適合し、QMSの実効性を維持しており、QMSの改善や被監査部門の業務プロセスの務プロセスに適合し、QMSの実効性を維持しており、QMSの改善や被監査部門の業務プロセスの改善の機会となり組織の改善に役立っている」ものであることが求められる。検査官は、特定改善の機会となり組織の改善に役立っている」ものであることが求められる。検査官は、特定された矛盾点を評価し、内部監査が事業者の問題や課題を適切に特定し、組織の改善に役立っされた矛盾点を評価し、内部監査が事業者の問題や課題を適切に特定し、組織の改善に役立っているかどうかを判断する必要がある。

ているかどうかを判断する必要がある。

d． ※健全な安全文化の育成と維持に関する活動の分析・評価

d． ※健全な安全文化の育成と維持に関する活動の分析・評価
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品質管理基準規則第4条第5項に基づき事業者が実施している安全文化の育成と維持活動の実品質管理基準規則第4条第5項に基づき事業者が実施している安全文化の育成と維持活動の実施状況を確認し、経営責任者は、組織全体の安全文化のあるべき姿を目指して制定する方針に基施状況を確認し、経営責任者は、組織全体の安全文化のあるべき姿を目指して制定する方針に基づき活動計画が策定され、その計画に基づく活動が計画通りに行われ、計画に沿った効果が維持

づき活動計画が策定され、その計画に基づく活動が計画通りに行われ、計画に沿った効果が維持さていることを確認する。

さていることを確認する。

また、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき、CAP等から得られる安全また、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき、CAP等から得られる安全文化に関する問題に対し、事業者が適切に改善していること、安全文化に対する自己評価（内部

文化に関する問題に対し、事業者が適切に改善していること、安全文化に対する自己評価（内部監査含む）について確認する。

監査含む）について確認する。

e． ※基本検査、追加検査等で検査官が特定した問題

e． ※基本検査、追加検査等で検査官が特定した問題

他の基本検査や追加検査等で問題を特定され、これまで確認していない「緑」を超える（核燃

他の基本検査や追加検査等で問題を特定され、これまで確認していない緑を超える指摘事項に料施設等においては「追加対応あり」）検査指摘事項については、すべての是正処置を確認しなけ

ついては、すべての是正処置を確認しなければならない。その際、是正処置が直接要因及び根本ればならない。その際、是正処置が直接要因及び根本的な原因に対処しており、再発を防止する的な原因に対処しており、再発を防止するに十分であることを確認すること。

に十分であることを確認すること。
また、他の基本検査や追加検査等で問題を特定され、NCV（Non- Cited Violation：規制対応
が不要な違反）が１つでも特定された場合、それらの監視領域（小分類）におけるNCVに対する事

また、他の基本検査や追加検査等で問題を特定され、NCV（Non- Cited Violation：規制対応
が不要な違反）が１つでも特定された場合、それらの監視領域（小分類）におけるNCVに対する事
業者の対応についても確認すること。

業者の対応についても確認すること。
f． ※未然防止処置の対応

f． ※未然防止処置の対応

事業者が原子力規制委員会からの指摘や指示等の情報及び他の原子力施設（海外情報を含む。）

事業者が原子力規制委員会からの指摘や指示等の情報及び他の原子力施設（海外情報を含む。）

から得られた知見並びにニューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合そから得られた知見並びにニューシア（NUCIA）情報等（原子力施設その他の施設における不適合その他の事象から得られた知見を含む。）を収集し、自らの組織で起こり得る問題の程度に照らしての他の事象から得られた知見を含む。）を収集し、自らの組織で起こり得る問題の程度に照らして適切な未然防止処置を行っていることを確認すること。

適切な未然防止処置を行っていることを確認すること。

【事業者のパフォーマンスに応じた追加項目】
g． 事業者の本社組織の活動で把握された問題【事業者のパフォーマンスに応じた追加項目】
g． 事業者の本社組織の活動で把握された問題

当該施設のCAP情報とは別に、事業者の本社等における問題、運転経験の情報、内部監査及び当該施設のCAP情報とは別に、事業者の本社等における問題、運転経験の情報、内部監査及びマネジメントレビューなどにおいて、事業者が問題を特定し改善すべきと判断した場合、それら

マネジメントレビューなどにおいて、事業者が問題を特定し改善すべきと判断した場合、それらの情報及びその改善状況を確認する必要がある。確認の結果、本社部門で改善すべき問題であっの情報及びその改善状況を確認する必要がある。確認の結果、本社部門で改善すべき問題であった場合には、当該問題に対する本社の対応を確認すること。

た場合には、当該問題に対する本社の対応を確認すること。

h． 保全の有効性評価に係る原因分析と是正処置の確認

h． 保全の有効性評価に係る原因分析と是正処置の確認

保全データ（点検手入れ前データ、状態監視データ、系統及び機器運転データ）を確認し、事保全データ（点検手入れ前データ、状態監視データ、系統及び機器運転データ）を確認し、事業者の保全の有効性評価に係る是正処置及び未然防止処置がSSCの劣化傾向を特定し、是正できて業者の保全の有効性評価に係る是正処置及び未然防止処置がSSCの劣化傾向を特定し、是正できていたかを判断すること。

いたかを判断すること。

i． 事業所内会議体（保安委員会、保安運営委員会等）又はその他の管理監視プロセスによって特i． 事業所内会議体（保安委員会、保安運営委員会等）又はその他の管理監視プロセスによって特定された横断的領域の問題及びその他の問題
j． 検査以外の方法により特定された問題（申告制度等）

定された横断的領域の問題及びその他の問題
j． 検査以外の方法により特定された問題（申告制度等）

申告された問題は、原子力規制委員会が定めるところにより適切に対応すること。

申告された問題は、原子力規制委員会が定めるところにより適切に対応すること。

k． 運転員のパフォーマンスに影響をもたらす問題（以下を含むが、これらに限定されない）

k． 運転員のパフォーマンスに影響をもたらす問題（以下を含むが、これらに限定されない）

運転員が職務を遂行するのに悪影響を与える問題、中央制御室の劣化、運転員の負担と課題、運転員が職務を遂行するのに悪影響を与える問題、中央制御室の劣化、運転員の負担と課題、

夜間勤務命令・服務規程、中央制御室及び機器の運転記録並びに長期的な問題に対処する作業要夜間勤務命令・服務規程、中央制御室及び機器の運転記録並びに長期的な問題に対処する作業要

求・作業命令等について必要に応じて確認する必要がある。

求・作業命令等について必要に応じて確認する必要がある。
11- 384 -

記載の適正化（誤記）

また、検査官は、緊急かつ最終的にオペラビリティ評価※３（安全上重要なプラント系統、構造

また、検査官は、緊急かつ最終的にオペラビリティ評価※３（安全上重要なプラント系統、構造

物及び機器が、必要な時に設計上の機能要求を満足して動作することが可能である状態か否かに物及び機器が、必要な時に設計上の機能要求を満足して動作することが可能である状態か否かについての評価）に到った故障したSSCの是正処置についても確認すること。

ついての評価）に到った故障したSSCの是正処置についても確認すること。

※３ オペラビリティ評価は実用炉のみ。

※３ オペラビリティ評価は実用炉のみ。

l． 経年劣化に関する課題の確認

l． 経年劣化に関する課題の確認

経年化に関連すると思われる劣化又は故障を検査する場合、検査官は、他の検査活動に加えて、経年化に関連すると思われる劣化又は故障を検査する場合、検査官は、他の検査活動に加えて、そのSSCが高経年化対策に基づく計画によって管理されているかどうかを判断すること。また、保そのSSCが高経年化対策に基づく計画によって管理されているかどうかを判断すること。また、保全する必要があると評価された場合、高経年化対策に基づく計画は経年劣化の影響を特定するに全する必要があると評価された場合、高経年化対策に基づく計画は経年劣化の影響を特定するに十分かどうか、事業者の是正処置は高経年化対策に基づく計画に対して十分かどうかを判断する十分かどうか、事業者の是正処置は高経年化対策に基づく計画に対して十分かどうかを判断する

こと。

こと。

m． 調達管理における課題の確認

m． 調達管理における課題の確認

CAP等において、検査官が調達管理において懸念する事項を確認した場合は、事業者の調達管

CAP等において、検査官が調達管理において懸念する事項を確認した場合は、事業者の調達管理活動における課題を確認すること。
5.4

理活動における課題を確認すること。

検査で考慮する項目及びパフォーマンス特性

5.4

検査で考慮する項目及びパフォーマンス特性

検査官は、事業者の是正処置の実効性を評価する場合、問題の性質及び潜在的な重要度を考慮し検査官は、事業者の是正処置の実効性を評価する場合、問題の性質及び潜在的な重要度を考慮しなければならない。重要度を判断する場合、事業者は金銭面、プラントの稼働率及びその他の要因なければならない。重要度を判断する場合、事業者は金銭面、プラントの稼働率及びその他の要因を考慮するかもしれないが、検査官は、原子力の安全とリスクに及ぼす潜在的影響を事業者の是正を考慮するかもしれないが、検査官は、原子力の安全とリスクに及ぼす潜在的影響を事業者の是正処置の分類と優先順位付けにおける最も重要な要素とすべきである。選択した問題の日常観察、半処置の分類と優先順位付けにおける最も重要な要素とすべきである。選択した問題の日常観察、半期検査及び年次検査期間中に考慮する項目を「表１期検査及び年次検査期間中に考慮する項目を「表１検査で考慮する項目」に示す。

検査で考慮する項目」に示す。

検査官は、日常観察、半期検査期間中にフォローアップのために抽出した問題毎又は年次検査中

検査官は、日常観察、半期検査期間中にフォローアップのために抽出した問題毎又は年次検査中に確認した問題毎にそれぞれの特性を評価する必要はなく、必要に応じて、最も効果的となるように確認した問題毎にそれぞれの特性を評価する必要はなく、必要に応じて、最も効果的となるように事業者のパフォーマンスを評価すればよい。

に事業者のパフォーマンスを評価すればよい。

表１ 検査で考慮する項目

表１ 検査で考慮する項目

検査で考慮する項目

日常

半期

年次

検査で考慮する項目

日常

半期

年次

＜CAPインプット＞

○

○

○

＜CAPインプット＞

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

事業者において特定された問題や課題等が不足なく適切に、か事業者において特定された問題や課題等が不足なく適切に、かつ、タイムリーにインプットされていること。
＜オペラビリティ※４の判断及び事故・故障報告＞

つ、タイムリーにインプットされていること。
○○○

オペラビリティの判断及び事故・故障等の報告に関する問題が＜オペラビリティ※４の判断及び事故・故障報告＞
オペラビリティの判断及び事故・故障等の報告に関する問題が評価され、タイムリーに処理されていること。

評価され、タイムリーに処理されていること。

※４※４

オペラビリティ：安全上重要なプラント系統、構造物及びオペラビリティ：安全上重要なプラント系統、構造物及び機器が必要な時に設計上の機能要求を満足して動作すること機器が必要な時に設計上の機能要求を満足して動作することが可能である状態であること。

が可能である状態であること。

＜水平展開としての是正処置＞

○

○

○

＜水平展開としての是正処置＞

自らの組織で発生した不適合等の課題を分析し、共通要因及び自らの組織で発生した不適合等の課題を分析し、共通要因及びデータ分析から類似事象の発生を防止する処置がとられているこ

データ分析から類似事象の発生を防止する処置がとられていること。

と。

＜重要度分類＞○○○＜重要度分類＞
12- 385 -

安全重要度に見合った問題解決の分類と優先順位付けがなされ安全重要度に見合った問題解決の分類と優先順位付けがなされていること。
＜適切な是正処置の確認＞ていること。
△△○＜適切な是正処置の確認＞発見された不適合の再発及び類似事象の発生を防止するため、発見された不適合の再発及び類似事象の発生を防止するため、原子力の安全に与える重要度の高いものに焦点を当て、適切な是

原子力の安全に与える重要度の高いものに焦点を当て、適切な是正処置を明確にして処置されていること。また、これらの是正処

正処置を明確にして処置されていること。また、これらの是正処

置は、類似事象も含めて再発を防止するものであること。

置は、類似事象も含めて再発を防止するものであること。

＜根本的な原因分析（RCA ：Root Cause Analysis）＞

△

△

○

＜根本的な原因分析（RCA ：Root Cause Analysis）＞

根本的な原因が何であったのかが特定され、品質を大きく損な

根本的な原因が何であったのかが特定され、品質を大きく損なう事象に対する是正処置が文書化され、適切なマネージメントレ

う事象に対する是正処置が文書化され、適切なマネージメントレ

ベルまで報告がなされ、改善活動が行われていること。

ベルまで報告がなされ、改善活動が行われていること。

＜暫定的な是正処置や補完的な処置＞

△

△

○

＜暫定的な是正処置や補完的な処置＞

恒久的な是正処置の実施に時間を要する場合、是正処置の期限

恒久的な是正処置の実施に時間を要する場合、是正処置の期限の延長に問題がないことの確認を含め、当該措置が行われるまでの延長に問題がないことの確認を含め、当該措置が行われるまでの間、暫定的な是正処置や補完的な処置（例えば、火災報知器がの間、暫定的な是正処置や補完的な処置（例えば、火災報知器が故障した場合、見回りの頻度を増やす等）が、問題の最小化及び故障した場合、見回りの頻度を増やす等）が、問題の最小化及びその影響の緩和のために特定され、実施されていること。

その影響の緩和のために特定され、実施されていること。

＜トレンド評価・分析＞○○

潜在的に原子力の安全に影響を及ぼす可能性のあるパフォーマンス（人的な安全文化の弱点や強化すべき分野又は機器の劣化兆ンス（人的な安全文化の弱点や強化すべき分野又は機器の劣化兆候等）に係る負のトレンドが特定されていること。

候等）に係る負のトレンドが特定されていること。
○○○＜未然防止処置＞

自らの組織のCAP情報とは別に、国内外の他施設で発生した問題

自らの組織のCAP情報とは別に、国内外の他施設で発生した問題

や運転経験の情報等が伝達され、当該問題に対して適切な対応がや運転経験の情報等が伝達され、当該問題に対して適切な対応がとられていること。

とられていること。

＜マネジメントレビュー及び内部監査等の自己評価結果＞○＜マネジメントレビュー及び内部監査等の自己評価結果＞

マネジメントレビュー及び内部監査（外部監査含む）等が問題

マネジメントレビュー及び内部監査（外部監査含む）等が問題の特定に際し、自己評価の観点から有効なものであること。

の特定に際し、自己評価の観点から有効なものであること。

また、その問題に対して重要度に見合った評価及び処置がなされまた、その問題に対して重要度に見合った評価及び処置がなされていること。

ていること。

＜検査官の検査指摘事項への対応＞○＜検査官の指摘事項への対応＞

検査官が指摘した事項に対して、指摘される前に当該問題を特検査官が指摘した事項に対して、指摘される前に当該問題を特定できた機会を見逃していなかったか、問題の解決に向けた試み

定できた機会を見逃していなかったか、問題の解決に向けた試みが十分であったかについて評価されていること。

が十分であったかについて評価されていること。

日常－日常観察

日常－日常観察

半期－半期検査（半年毎の傾向分析）

半期－半期検査（半年毎の傾向分析）

年次－年次検査（毎年の選定した問題に関する分析及び評価）

年次－年次検査（毎年の選定した問題に関する分析及び評価）〇－各検査において考慮する項目〇－各検査において考慮する項目△－年次検査でのフォローアップが可能な項目△－年次検査でのフォローアップが可能な項目

6 四半期報告書への反映

△

○

△

△

○

△

△

○

○

○

○

○

＜トレンド評価・分析＞

潜在的に原子力の安全に影響を及ぼす可能性のあるパフォーマ＜未然防止処置＞△

6 四半期報告書への反映
13- 386 -○○○

記載の適正化（誤記）

本検査では、日常観察、半期検査及び年次検査における観察事項とその評価を四半期報告書に記載

本検査では、日常観察、半期検査及び年次検査における観察事項とその評価を四半期報告書に記載することとし、他の基本検査結果の記載とは異なる。

することとし、他の基本検査結果の記載とは異なる。

(1) 日常観察(1) 日常観察

プラント状態の巡視に加え、本検査ガイド 4.1(1)及び 5.1(1)に基づき実施された日常観察によ

プラント状態の巡視に加え、本検査ガイド 4.1(1)及び 5.1(1)に基づき実施された日常観察により検査指摘事項が確認された場合、その対象となる分野の検査ガイドに従い検査を行い、その検査

り指摘事項が確認された場合、その対象となる分野の検査ガイドに従い検査を行い、その検査結果結果を記載すること。

を記載すること。

ただし、確認された検査指摘事項に応じた適切な検査ガイドが無い場合には、本検査ガイドを用いて四半期の検査報告書に記載すること。
(2) 半期検査

ただし、確認された指摘事項に応じた適切な検査ガイドが無い場合には、本検査ガイドを用いて四半期の検査報告書に記載すること。
(2) 半期検査

検査官が抽出・評価した事項が、5.4「表１ 検査で考慮する項目」に記載する安全性に有意な検査官が抽出・評価した事項が、5.4「表１ 検査で考慮する項目」に記載する安全性に有意な影響を与える可能性がある場合、検査を行い、その結果を半期に 1 回、該当する四半期の検査報告

影響を与える可能性がある場合、検査を行い、その結果を半期に 1 回、該当する四半期の検査報告書に記載すること。

書に記載すること。

(3) 年次検査(3) 年次検査

PI&R 活動の実効性の評価は、年次チーム検査期間中のみ行う。この評価では、事業者が原子炉

PI&R 活動の実効性の評価は、年次チーム検査期間中のみ行う。この評価では、事業者が原子炉等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、事象の発生を未然に防止でき等規制法の目的に影響を及ぼすおそれのある問題を効果的に検知し、事象の発生を未然に防止できること、不適合を除去した後に是正処置を施して当該不適合の再発を防止できることなど組織の継ること、不適合を除去した後に是正処置を施して当該不適合の再発を防止できることなど組織の継続的改善の実効性について検査で確認したことを検査官は簡潔に考察し、以下の項目等を参考にし続的改善の実効性について検査で確認したことを検査官は簡潔に考察し、以下の項目等を参考にして該当する四半期の検査報告書に記載すること。その際、5.4「表１ 検査で考慮する項目」に関て該当する四半期の検査報告書に記載すること。その際、5.4「表１ 検査で考慮する項目」に関連したパフォーマンスの弱点が見つかった場合、当該事実情報を含めて記載すること。また、検査連したパフォーマンスの弱点が見つかった場合、当該事実情報を含めて記載すること。また、検査の対象とした資料について検査報告書の中に記載すること。

の対象とした資料について検査報告書の中に記載すること。

a． 改善措置活動の実効性

a． 改善措置活動の実効性(a) 問題の特定(a) 問題の特定

問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。
(b) 問題の重要度分類及び評価

問題の特定における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。
(b) 問題の重要度分類及び評価

問題の優先順位付け及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

問題の優先順位付け及び評価における事業者の活動の実効性に関する観察結果を記載する。

① 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本的な原因を含む）① 評価及び技術の適切性（必要な場合は根本的な原因を含む）② オペラビリティ及び事故・故障等の報告に関する適切な対応② オペラビリティ及び事故・故障等の報告に関する適切な対応③ 問題解決のための優先順位付け又リスクの適切な評価③ 問題解決のための優先順位付け又リスクの適切な評価(c) 是正処置(c) 是正処置

事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与え事業者が行う効果的な是正処置の策定及び実施に関する評価を行う。品質に悪影響を与える重大な事象については、再発防止のためにとられた是正処置に関連する観察事項についてる重大な事象については、再発防止のためにとられた是正処置に関連する観察事項について

記載する。

記載する。

b． 他施設における運転経験及び知見の活用

b． 他施設における運転経験及び知見の活用

事業者が他施設の運転経験等の知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして事業者が他施設の運転経験等の知見について、自らの組織で起こり得る問題の影響に照らして適切な未然防止処置を明確にして、対策が取られていることを確認し、その実施状況を記載する。

適切な未然防止処置を明確にして、対策が取られていることを確認し、その実施状況を記載する。

c． マネジメントレビュー等の自己評価及び内部監査

c． マネジメントレビュー等の自己評価及び内部監査14- 387 -

記載の適正化（誤記）
記載の適正化（誤記）

事業者が実施した是正処置、保安活動の自己評価及び内部監査により、パフォーマンスが適切

事業者が実施した是正処置、保安活動の自己評価及び内部監査により、パフォーマンスが適切に評価されており、改善が必要な分野が特定され、改善のための活動が実施されていることを確認に評価されており、改善が必要な分野が特定され、改善のための活動が実施されていることを確認し、その実施状況について記載する。

し、その実施状況について記載する。

d． 安全文化の育成と維持に関する活動

d． 安全文化の育成と維持に関する活動

事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項、RCAを実施していれ

事業者の活動計画及び活動評価（マネジメントレビューの安全文化に関する事項、RCAを実施していれば、その結果から安全文化に係る事項を含む）について確認し、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関ば、その結果から安全文化に係る事項を含む）について確認し、「附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド」に基づき、以下の項目に関する評価を報告書に記載する。

するガイド」に基づき、以下の項目に関する評価を報告書に記載する。

（ａ）安全文化育成と維持に関する活動に係る取組状況について（ａ）安全文化育成と維持に関する活動に係る取組状況について（ｂ）安全文化の弱点や強化すべき分野に係る評価の視点（ｂ）安全文化の弱点や強化すべき分野に係る評価の視点

○改正履歴

○改正履歴

改正.

改正日

０

2020/04/01

改正の概要

備考

改正.

改正日

０

2020/04/01

施行○運用の明確化

告書への反映）②実用炉、再処理及び加工施設において、施設内のプ②実用炉、再処理及び加工施設において、施設内のプラントが全号機長期停止の場合の検査頻度を明確

2021/07/21

化（表２検査要件まとめ表）

表紙修正

１

2021/04/21

ラントが全号機長期停止の場合の検査頻度を明確

2021/07/21

化（表２検査要件まとめ表）

表紙修正③日常観察の CAP について核物質防護を含むことを③日常観察の CAP について核物質防護を含むことを明確化（1 監視領域、2 検査目的、3.1 検査対明確化（1 監視領域、2 検査目的、3.1 検査対象、4.1 検査実施、付録２ 2.1 検査対象）

象、4.1 検査実施、付録２○記載の適正化２

施行①検査結果報告書の記載事項の明確化（6．四半期報

告書への反映）2021/04/21

改正に伴う修正（追加）○記載の適正化

表２ 検査要件まとめ表

本検査は発電所を対象にサンプルを選定する。

本検査は発電所を対象にサンプルを選定する。

01 実用炉01 実用炉

検査項目

検査頻度

2.1 検査対象）○記載の適正化

表２ 検査要件まとめ表

ID

備考○運用の明確化①検査結果報告書の記載事項の明確化（6．四半期報

１

改正の概要

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％）

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％）

02

半期検査

半期毎

２

30

日常

02

半期検査

半期毎

２

30

日常

１

205

チーム

１

205

チーム

03

年次検査

毎年

※

03

年次検査

毎年

※

※：施設内のプラントの全てが新規制基準適合対応に伴う長期停止または廃止措置計画認可済み（準備中 ※：施設内のプラントの全てが新規制基準適合対応に伴う長期停止または廃止措置計画認可済み（準備中含む）の場合は、検査頻度を３年とする。なお、必要に応じて、３年以内に行うことがある。

含む）の場合は、検査頻度を３年とする。なお、必要に応じて、３年以内に行うことがある。
15- 388 -

02 研開炉

ID

02 研開炉

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％）

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％）

02

半期検査

半期毎

２

30

02

半期検査

半期毎

２

30

日常

１

205

チーム

03

※

年次検査

毎年

１

日常

205

チーム

03

※

年次検査

毎年

※：廃止措置計画認可済みの場合は、必要に応じて検査を実施する。

※：廃止措置計画認可済みの場合は、必要に応じて検査を実施する。

03 試験炉03 試験炉

ID
01

検査項目

検査頻度

日常観察

毎日

サンプル
数
１

合計時間[h]
0.5

検査体制

ID

日常

01

(各基本検査の10～15％)（熱出力500kw以上※１）

検査項目

検査頻度

日常観察

毎日

サンプル
数
１

合計時間[h]
0.5

検査体制
日常

(各基本検査の10～15％)（熱出力500kw以上※１）

02

半期検査
半期毎
※１
（熱出力500kw以上 ）

２

15

日常

02

半期検査
半期毎
※１
（熱出力500kw以上 ）

２

15

日常

03

年次検査

１

－

チーム

03

年次検査

１

－

チーム

日常観察
毎日
（熱出力500kw以上※２）

１

0.5

日常

必要に応
※１

（熱出力500kw以上
04

必要に応
※１

） じて

（熱出力500kw以上
0.5

日常

04

） じて

日常観察
毎日
（熱出力500kw以上※２）

１

05

半期検査
半期毎
（熱出力500kw以上※２）

１

５

日常

05

半期検査
半期毎
（熱出力500kw以上※２）

１

５

日常

06

年次検査
必要に応
（熱出力500kw以上※２） じて

１

－

チーム

06

年次検査
必要に応
（熱出力500kw以上※２） じて

１

－

チーム

07

日常観察
（熱出力500kw未満）

毎日

１

0.5

日常

07

日常観察
（熱出力500kw未満）

毎日

１

0.5

日常

08

半期検査
（熱出力500kw未満）

半期毎

１

５

日常

08

半期検査
（熱出力500kw未満）

半期毎

１

５

日常

09

年次検査
（熱出力500kw未満）

必要に応
じて

１

－

チーム

09

年次検査
（熱出力500kw未満）

必要に応
じて

１

－

チーム

(各基本検査の10～15％)(各基本検査の10～15％)(各基本検査の10～15％)(各基本検査の10～15％)※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※１：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要があるもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの※２：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止の措置を講ずる必要がないもの

04 再処理04 再処理

ID

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目
16

- 389 -

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

01

日常観察

毎日

１

0.5

日常

01

日常観察

毎日

１

(各基本検査の10～15％)

0.5

日常

(各基本検査の10～15％)

02

半期検査

半期毎

２

30

日常

02

半期検査

半期毎

２

30

日常

03

年次検査

毎年※

１

205

チーム

03

年次検査

毎年※

１

205

チーム

※：新規制基準適合対応中または廃止措置計画認可済み（準備中含む）の場合は、検査頻度を３年とする。 ※：新規制基準適合対応中または廃止措置計画認可済み（準備中含む）の場合は、検査頻度を３年とする。
なお、必要に応じて、３年以内に行うことがある。

なお、必要に応じて、３年以内に行うことがある。

05 加工

ID
01

05 加工

検査項目
日常観察

検査頻度
毎日

サンプル
数
１

（MOX加工）合計時間[h]
0.5

検査体制

ID

日常

01

( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

検査項目
日常観察

検査頻度
毎日

サンプル
数
１

（MOX加工）合計時間[h]
0.5

検査体制
日常

( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

02

半期検査
（MOX加工）

半期毎

２

30

日常

02

半期検査
（MOX加工）

半期毎

２

30

日常

03

年次検査

毎年※

１

205

チーム

03

年次検査

毎年※

１

205

チーム

（MOX加工）（MOX加工）04

日常観察（ウラン加工）

毎日

１

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

04

日常観察
（ウラン加工）

毎日

１

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

05

半期検査

半期毎

２

30

05

半期検査

半期毎

２

30

日常

必要に応
じて

１

－

チーム

日常

（ウラン加工）06

年次検査（ウラン加工）（ウラン加工）
必要に応
じて

１

－

チーム

06

年次検査
（ウラン加工）※：新規制基準適合対応中の場合は、検査頻度を３年とする。なお、必要に応じて、３年以内に行うこと ※：新規制基準適合対応中の場合は、検査頻度を３年とする。なお、必要に応じて、３年以内に行うこと
がある。

がある。

06 貯蔵

ID

06 貯蔵

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

検査頻度

サンプル
数

合計時間[h]

検査体制

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

01

日常観察

毎日

１

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

検査頻度

サンプル

07 管理

ID

07 管理

検査項目

検査頻度

サンプル

合計時間[h]

検査体制

ID

検査項目

数
01

日常観察

毎日

１

合計時間[h]

検査体制

数
0.5

日常

01

日常観察
17

- 390 -

毎日

１

0.5

日常

( 各 基 本 検 査 の 10 ～15％)

( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

検査頻度

サンプル
数

08 埋設

ID
01

08 埋設

検査項目

検査頻度

日常観察

毎日

サンプル
数
１

合計時間[h]

検査体制

ID

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～

01

検査項目
日常観察

毎日

１

15％)

検査体制

0.5
日常
( 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％)

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

検査頻度

サンプル
数

09 使用（政令該当）ID
01

09 使用（政令該当）

検査項目

検査頻度

日常観察

毎日

サンプル
数
１

合計時間[h]

検査体制

ID

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～

01

検査項目
日常観察

毎日

１

15％）

合計時間[h]

検査体制

0.5
日常
（ 各 基 本 検 査 の 10 ～
15％）

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

02

半期検査

半期毎

１

５

日常

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

03

年次検査

必要に応
じて

１

－

チーム

※本検査は、他の基本検査のような特定の設備や対象に対してサンプル、検査を実施するものではないため、一律※本検査は、他の基本検査のような特定の設備や対象に対してサンプル、検査を実施するものではないため、一律的なサンプル数は設定していない。

的なサンプル数は設定していない。

附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド

1

合計時間[h]

背景及び目的附属書１ 安全文化の育成と維持に関するガイド

1

背景及び目的

安全文化は、IAEA によるチェルノブイリ事故報告書（INSAG-1）で言及されて以来、国際的に注目されてお安全文化は、IAEA によるチェルノブイリ事故報告書（INSAG-1）で言及されて以来、国際的に注目されており、IAEA、OECD/NEA 等の国際機関において、安全文化について規制対象とすることやその評価方法について

り、IAEA、OECD/NEA 等の国際機関において、安全文化について規制対象とすることやその評価方法について長年議論されている。米国では、事業者の安全文化の育成及び維持に関する取組みについて、デービスベッ

長年議論されている。米国では、事業者の安全文化の育成及び維持に関する取組みについて、デービスベッ

セ事故の教訓として 2006 年より安全規制の対象として検査を行っている。

セ事故の教訓として 2006 年より安全規制の対象として検査を行っている。

また、2016 年に制定された IAEA Safety Standard GSR Part2「Leadership and Management for Safety」

また、2016 年に制定された IAEA Safety Standard GSR Part2「Leadership and Management for Safety」（以下「GSR Part2」という。）は、福島第一原子力発電所事故の教訓の反映として、安全文化をマネジメントシス（以下「GSR Part2」という。）は、福島第一原子力発電所事故の教訓の反映として、安全文化をマネジメントシス

テムの枠組みに取り入れている。

テムの枠組みに取り入れている。

我が国では、GSR Part2 の要求事項を取り入れた品質管理基準規則において、事業者に対して安全文化

我が国では、GSR Part2 の要求事項を取り入れた品質管理基準規則において、事業者に対して安全文化18- 391 -

2の育成及び維持に関する要求事項を規定しており、検査官は、安全文化の育成と維持に係る要求事項につの育成及び維持に関する要求事項を規定しており、検査官は、安全文化の育成と維持に係る要求事項について実施状況を確認するため、本ガイド及び「健全な安全文化の育成と維持に係るガイド」を活用することがでいて実施状況を確認するため、本ガイド及び「健全な安全文化の育成と維持に係るガイド」を活用することがで

きる。

きる。

検査要件

2

2.1 検査対象

検査要件
2.1 検査対象

事業者の保安活動全般を検査対象とする。その際、事業者のCAP活動から得られる情報や検査官の巡視、事業者の保安活動全般を検査対象とする。その際、事業者のCAP活動から得られる情報や検査官の巡視、検査等で確認された気づき事項等から安全文化の弱点や強化すべき分野と考えられる事象を対象とする。

検査等で確認された気づき事項等から安全文化の弱点や強化すべき分野と考えられる事象を対象とする。

2.2 検査頻度

3

2.2 検査頻度

本検査は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用」の一環として、事業者の安全文化の側面に特化して本検査は、「BQ0010 品質マネジメントシステムの運用」の一環として、事業者の安全文化の側面に特化して確認するためのものであり、同検査ガイドにおける日常観察、半期検査及び年次検査に対応して行うものとす確認するためのものであり、同検査ガイドにおける日常観察、半期検査及び年次検査に対応して行うものとす

る。

る。

検査手順
3.1 情報収集
以下の方法により、事業者の安全文化の育成及び維持活動の状況を把握すること。
(1) 経営責任者が制定する安全文化の方針の確認
経営責任者が制定する安全文化の方針を確認すること。この方針は、それ単独で制定される場合もある

3

検査手順
3.1 情報収集
以下の方法により、事業者の安全文化の育成及び維持活動の状況を把握すること。
(1) 経営責任者が制定する安全文化の方針の確認
経営責任者が制定する安全文化の方針を確認すること。この方針は、それ単独で制定される場合もある

が、品質方針に含めて制定されている場合もある。

が、品質方針に含めて制定されている場合もある。

(2) 安全文化の育成及び維持に関する活動計画の確認(2) 安全文化の育成及び維持に関する活動計画の確認

事業者は、基本的に年度毎に活動計画を作成し、その計画に基づいて年間を通じて活動を行うため、事業者は、基本的に年度毎に活動計画を作成し、その計画に基づいて年間を通じて活動を行うため、活動計画の内容を確認すること。特に、昨年度の事業者評価や検査官からの気づき等改善すべき事項が活動計画の内容を確認すること。特に、昨年度の事業者評価や検査官からの気づき等改善すべき事項が今年度の活動計画に含まれていることを確認すること。

今年度の活動計画に含まれていることを確認すること。

また、事業者は活動計画において、弱点や強化すべき分野を間接的に評価する指標を独自に定めている場合は、その内容についても確認すること。
(3) 安全文化の育成及び維持に関する活動の実施状況の確認
活動計画どおりに安全文化の育成及び維持がなされていることを現場巡視に加え、事業者の会議体への陪席、事業者の自己評価の確認、関係者へのインタビュー等により確認すること。
(4) CAP活動のうち安全文化に関わる案件の実施状況の確認
事業者のCAP活動のうち安全文化に関わるものと判断される案件があれば、その内容及び実施状況について確認すること。

また、事業者は活動計画において、弱点や強化すべき分野を間接的に評価する指標を独自に定めている場合は、その内容についても確認すること。
(3) 安全文化の育成及び維持に関する活動の実施状況の確認
活動計画どおりに安全文化の育成及び維持がなされていることを現場巡視に加え、事業者の会議体への陪席、事業者の自己評価の確認、関係者へのインタビュー等により確認すること。
(4) CAP活動のうち安全文化に関わる案件の実施状況の確認
事業者のCAP活動のうち安全文化に関わるものと判断される案件があれば、その内容及び実施状況について確認すること。

3.2 検査の実施

3.2 検査の実施(1) 日常観察(1) 日常観察

日々の事業者のCAP活動の情報及び検査官の巡視、検査等で確認された不適合等を含む気付き事項等

日々の事業者のCAP活動の情報及び検査官の巡視、検査等で確認された不適合等を含む気付き事項等

から安全文化の弱点や強化すべき分野と考えられる事象等が見つかれば、「別紙１ 安全文化の特性」に基から安全文化の弱点や強化すべき分野と考えられる事象等が見つかれば、「別紙１ 安全文化の特性」に基

づき、どの特性に属するか分類すること。

づき、どの特性に属するか分類すること。

(2) 半期検査
日常観察で確認された安全文化の弱点や強化すべき分野が複数認められる場合には、日常観察で分類した安全文化の特性に基づき傾向を分析し、分析結果を年次検査の参考情報として活用する。

(2) 半期検査
日常観察で確認された安全文化の弱点や強化すべき分野が複数認められる場合には、日常観察で分類した安全文化の特性に基づき傾向を分析し、分析結果を年次検査の参考情報として活用する。
19- 392 -

(3)

年次検査

(3)

年次検査

半期検査での弱点や強化すべき分野の傾向分析も参考にしつつ、以下の安全文化の育成と維持に関半期検査での弱点や強化すべき分野の傾向分析も参考にしつつ、以下の安全文化の育成と維持に関する活動及び安全文化の弱点や強化すべき分野に関する全般的な項目（RCAを含む）について確認し、する活動及び安全文化の弱点や強化すべき分野に関する全般的な項目（RCAを含む）について確認し、評価すること。その際、検査官の評価と事業者の評価結果について差が生じた場合には、事業者に確認評価すること。その際、検査官の評価と事業者の評価結果について差が生じた場合には、事業者に確認

すること。

すること。

a． 活動計画の実施状況

a． 活動計画の実施状況

b． 自己評価等の内容（RCAを含む）

b． 自己評価等の内容（RCAを含む）

c． 安全文化の弱点や強化すべき分野の指標の測定結果

c． 安全文化の弱点や強化すべき分野の指標の測定結果

d． 関係者（管理責任者から協力会社社員まで）へのインタビュー又は現場巡視による安全文化活

d． 関係者（管理責任者から協力会社社員まで）へのインタビュー又は現場巡視による安全文化活

動の浸透状況

動の浸透状況

e． 半期検査の傾向分析及び上記a.～d.の評価結果に基づく安全文化の育成及び維持の活動とe． 半期検査の傾向分析及び上記a.～d.の評価結果に基づく安全文化の育成及び維持の活動として取組みの強化が必要と考える項目の抽出して取組みの強化が必要と考える項目の抽出

f． 事業者の自己評価又はマネジメントレビューのインプット・アウトプットから抽出された弱点、課題

f． 事業者の自己評価又はマネジメントレビューのインプット・アウトプットから抽出された弱点、課題と検査官が把握、分析した安全文化の弱点や強化すべき分野との比較
4

検査手引と検査官が把握、分析した安全文化の弱点や強化すべき分野との比較
4

4.1 安全文化の弱点や強化すべき分野を評価
安全文化の弱点や強化すべき分野を評価するにあたり、「別紙１

検査手引
4.1 安全文化の弱点や強化すべき分野を評価

安全文化の特性」を参照すること。ま

安全文化の弱点や強化すべき分野を評価するにあたり、「別紙１

安全文化の特性」を参照すること。また、検査官が弱点や強化すべき分野と考えられる事象を確認したときは、この別紙１に基づいて特性を判断、た、検査官が弱点や強化すべき分野と考えられる事象を確認したときは、この別紙１に基づいて特性を判断、

決定する。

決定する。

4.2 事業者の安全文化の育成と維持に関する活動の視点

4.2 事業者の安全文化の育成と維持に関する活動の視点

検査官は、事業者の安全文化の育成と維持に関する総合的な評価と安全文化の弱点や強化すべき分野に検査官は、事業者の安全文化の育成と維持に関する総合的な評価と安全文化の弱点や強化すべき分野に関する評価について下記の例を参考にして判断する。

関する評価について下記の例を参考にして判断する。

(1) 安全文化育成と維持に関する活動に係る取組状況について(1)

a． 取組が行われていない。

安全文化育成と維持に関する活動に係る取組状況について
a． 取組が行われていない。

例：経営責任者の関与がない。

例：経営責任者の関与がない。

：具体的な活動計画が策定されていない。

：具体的な活動計画が策定されていない。

：活動計画は策定されているが、評価指標が設定されていない。

：活動計画は策定されているが、評価指標が設定されていない。

：是正処置が行われておらず、不適合が再発している。

：是正処置が行われておらず、不適合が再発している。

b． 取組は行われているが、改善が見られない。

b． 取組は行われているが、改善が見られない。

例：経営責任者の関与が不十分である。

例：経営責任者の関与が不十分である。

：取組が一部の部署や特定の個人に留まっている。

：取組が一部の部署や特定の個人に留まっている。

：評価指標の測定値に改善が見られない。

：評価指標の測定値に改善が見られない。

：是正処置の内容が不十分なため、不適合が再発している。

：是正処置の内容が不十分なため、不適合が再発している。

c． 計画に基づいた取組が行われ、改善傾向が見られる。

c． 計画に基づいた取組が行われ、改善傾向が見られる。

例：経営責任者の関与が認められる。

例：経営責任者の関与が認められる。

：活動計画通りに発電所全体として取組が実施されている。

：活動計画通りに発電所全体として取組が実施されている。

：評価指標の測定値に改善傾向がみられる。

：評価指標の測定値に改善傾向がみられる。
20- 393 -

：是正処置が適切かつ確実に行われ、不適合の再発が無い。

：是正処置が適切かつ確実に行われ、不適合の再発が無い。

d． 継続的な改善が行われている。

d． 継続的な改善が行われている。

例：経営責任者の積極的な関与が認められる。

(2)

例：経営責任者の積極的な関与が認められる。

：発電所全体に共通する要因や問題点に関する知見が集積されている。

：発電所全体に共通する要因や問題点に関する知見が集積されている。

：継続的な改善のための取組みや評価指標の見直しが自発的に行われている。

：継続的な改善のための取組みや評価指標の見直しが自発的に行われている。

安全文化の弱点や強化すべき分野に係る評価の視点

(2)

a.

複数の安全文化属性について明らかな弱点や強化すべき分野が見られる。

a.

複数の安全文化属性について明らかな弱点や強化すべき分野が見られる。

b.

特定の安全文化属性について弱点や強化すべき分野が見られる。

b.

特定の安全文化属性について弱点や強化すべき分野が見られる。

c.

傾向を把握するために継続的な監視が必要。

c.

傾向を把握するために継続的な監視が必要。

d.

改善傾向が見られるが、継続的な監視が必要。

d.

改善傾向が見られるが、継続的な監視が必要。

別紙１ 安全文化の特性
安全文化 10 特性安全に関する責任（Personal
Accountability：PA)

常に問いかける
姿勢（Questioning
Attitude：
QA））

コミュニケーション（Communication：CO）

安全文化の弱点や強化すべき分野に係る評価の視点

別紙１ 安全文化の特性
安全文化 43 属性

関連性が考えられる視点の
番号
視点２－１①

PA.1 業務の理解と遵守
職員は、基準、プロセス、手順書及び作業指示の重要性について理解している。また、安全の確保に関して主体的に取り組むことの必要性を認識している。
PA.2 当事者意識
視点２－１③
職員は、原子力安全を支える活動や作業において「安全に関する責任」を持って業務を遂行している。
PA.3 協働視点２－１①
職員及び作業集団は、安全を確実に維持するため、組織内及び横断して相互に連絡し活動を調整することで、お互いに目標を達成することを助け合っている。
QA.1 リスクの認識
視点２－１①
職員は、原子力と放射線の技術に関連した固有のリスクを理解している。また、原子力施設の技術は複雑であり不測の事態で機能喪失し、安全に重要な結果をもたらす可能性があることを理解している。
QA.2 自己満足の回避
視点２－１⑤
職員は、過去に成功体験がある場合でも、不測の事態の問題、過誤、潜在する問題、固有リスクの可能性を認識し、それに対応した計画の立案を行っている。
QA.3 不明確なものへの問題視
視点２－１⑤
職員は、不確実な状況に直面した時には立ち止まり、助言を求めている。
QA.4 想定の疑問視
視点１－２－
職員は、何かが正しくないと感じた時、想定が正しかっ ４
たか疑い、別の見方を提示している。
視点２－１⑤CO.1 情報の自由な流れ
視点２－１②
職員は、組織の上、下の双方に対して、また組織を横断して率直にコミュニケーションを取っている。
CO.2 透明性
視点１－２－
監督、監査、規制機関、地元住民や国民とのコミュニケ ３ーションは適切であり、専門性があり、正確である。
視点２－１②
CO.3 決定の根拠
視点１－２－
・管理者は、安全に影響を及ぼす可能性のある意思決定を ３行う際に、誤った意思決定にならないように、関係する 視点３－３
職員に確認を取っている。
・管理者は、決定に至った根拠を適切な職員と速やかに認識の共有を図っている。
CO.4 期待視点２－１②
管理者は、安全の確保が組織の優先事項とされる期待を

安全文化 10 特性安全に関する責任（Personal
Accountability：PA)

常に問いかける
姿勢（Questioning
Attitude：
QA））

コミュニケーション（Communication

：CO）

21

- 394 -

安全文化 43 属性

関連性が考えられる視点の
番号
視点２－１①

PA.1 業務の理解と遵守
職員は、基準、プロセス、手順書及び作業指示の重要性について理解している。また、安全の確保に関して主体的に取り組むことの必要性を認識している。
PA.2 当事者意識
視点２－１③
職員は、原子力安全を支える活動や作業において「安全に関する責任」を持って業務を遂行している。
PA.3 協働視点２－１①
職員及び作業集団は、安全を確実に維持するため、組織内及び横断して相互に連絡し活動を調整することで、お互いに目標を達成することを助け合っている。
QA.1 リスクの認識
視点２－１①
職員は、原子力と放射線の技術に関連した固有のリスクを理解している。また、原子力施設の技術は複雑であり不測の事態で機能喪失し、安全に重要な結果をもたらす可能性があることを理解している。
QA.2 自己満足の回避
視点２－１⑤
職員は、過去に成功体験がある場合でも、不測の事態の問題、過誤、潜在する問題、固有リスクの可能性を認識し、それに対応した計画の立案を行っている。
QA.3 不明確なものへの問題視
視点２－１⑤
職員は、不確実な状況に直面した時には立ち止まり、助言を求めている。
QA.4 想定の疑問視
視点１－２－
職員は、何かが正しくないと感じた時、想定が正しかっ ４
たか疑い、別の見方を提示している。
視点２－１⑤CO.1 情報の自由な流れ
視点２－１②
職員は、組織の上、下の双方に対して、また組織を横断して率直にコミュニケーションを取っている。
CO.2 透明性
視点１－２－
監督、監査、規制機関、地元住民や国民とのコミュニケ ３ーションは適切であり、専門性があり、正確である。
視点２－１②
CO.3 決定の根拠
視点１－２－
・管理者は、安全に影響を及ぼす可能性のある意思決定を ３行う際に、誤った意思決定にならないように、関係する 視点３－３
職員に確認を取っている。
・管理者は、決定に至った根拠を適切な職員と速やかに認識の共有を図っている。
CO.4 期待視点２－１②
管理者は、安全の確保が組織の優先事項とされる期待をリーダーシップ（Leadership：LA)

頻繁に職員に伝え、職員の意識の強化を図っている。
CO.5 職場のコミュニケーション・作業を遂行する上で、安全についてのコミュニケーショ
ンが常にとられている。
・職員は安全に、かつ、効率的に作業を遂行する上で必要な情報を持っている。
LA.1 安全に関する戦略的関与
管理者は、安全の確保が組織の優先事項となるような優
先順位を確立し、促進している。

視点２－１②⑦

視点１－１－
１
視点１－１－
２
視点１－２－
２
視点１－１－
３
視点１－２－
１

リーダーシップ（Leadership：LA)

LA.2 管理者の判断と行動
・管理者は、所掌業務範囲における安全文化のあるべき姿について、部下に理解させるために自らの判断及び行動を実践している。
・管理者は、安全に係る業務における「安全に関する責任」
について、全ての職員に認識させるために、自らの判断及び行動を実践している。
LA.3 職員による参画
視点１－１－
管理者は、職員が方針に基づいた活動や目標達成のため ２の活動に参加するよう、職員の日常業務に対する意欲や姿 視 点 １ － ２ －勢の向上、モチベーションの高揚、労務環境の適正化等に ２取り組んでいる。また、職員に対して目標達成や改善活動 視 点 １ － ２ －等への関与を求めている。
４
視点１－２－
５
視点２－１
LA.4 資源視点１－１－
管理者は、安全に関する方針や目標を達成する上で必要 ２になる、装置、手順、その他の資源が確実に利用できるよ 視 点 １ － ２ －うにしている。
２
視点１－２－
４
視点１－２－
５
LA.5 現場への影響力
視点１－２－
管理者は、作業や施設の状況等を頻繁に視察している。 ２
職員に積極的に質問するなどコミュニケーションを取り、 視 点 １ － ２ －指導している。また、基準からの逸脱や職員の懸念につい ５て改善するなどの活動に、主体的に関与している。
LA.6 報奨と処罰
視点１－１－
管理者は、職員の態度や行いに対して報奨・処罰するこ ２とを通して、職員の安全への意識を高めている。
視点１－２－
２
視点１－２－
４
視点１－２－
５
LA.7 変更管理
視点１－１－
管理者は、設備や運用に変更がある場合には、変更後も ２安全が維持または向上されるように努めている。変更によ 視 点 １ － １ －る安全への影響についても評価している。
４
視点１－２－
２
視点１－２－
３
視点１－２－
５
視点２－１
視点３－３
LA.8 権限、役割、及び責任
視点１－１－
22- 395 -

頻繁に職員に伝え、職員の意識の強化を図っている。
CO.5 職場のコミュニケーション・作業を遂行する上で、安全についてのコミュニケーショ
ンが常にとられている。
・職員は安全に、かつ、効率的に作業を遂行する上で必要な情報を持っている。
LA.1 安全に関する戦略的関与
管理者は、安全の確保が組織の優先事項となるような優
先順位を確立し、促進している。

視点２－１②⑦

視点１－１－
１
視点１－１－
２
視点１－２－
２
LA.2 管理者の判断と行動
視点１－１－
・管理者は、所掌業務範囲における安全文化のあるべき姿 ３について、部下に理解させるために自らの判断及び行動 視 点 １ － ２ －を実践している。
１
・管理者は、安全に係る業務における「安全に関する責任」
について、全ての職員に認識させるために、自らの判断及び行動を実践している。
LA.3 職員による参画
視点１－１－
管理者は、職員が方針に基づいた活動や目標達成のため ２の活動に参加するよう、職員の日常業務に対する意欲や姿 視 点 １ － ２ －勢の向上、モチベーションの高揚、労務環境の適正化等に ２取り組んでいる。また、職員に対して目標達成や改善活動 視 点 １ － ２ －等への関与を求めている。
４
視点１－２－
５
視点２－１
LA.4 資源視点１－１－
管理者は、安全に関する方針や目標を達成する上で必要 ２になる、装置、手順、その他の資源が確実に利用できるよ 視 点 １ － ２ －うにしている。
２
視点１－２－
４
視点１－２－
５
LA.5 現場への影響力
視点１－２－
管理者は、作業や施設の状況等を頻繁に視察している。 ２
職員に積極的に質問するなどコミュニケーションを取り、 視 点 １ － ２ －指導している。また、基準からの逸脱や職員の懸念につい ５て改善するなどの活動に、主体的に関与している。
LA.6 報奨と処罰
視点１－１－
管理者は、職員の態度や行いに対して報奨・処罰するこ ２とを通して、職員の安全への意識を高めている。
視点１－２－
２
視点１－２－
４
視点１－２－
５
LA.7 変更管理
視点１－１－
管理者は、設備や運用に変更がある場合には、変更後も ２安全が維持または向上されるように努めている。変更によ 視 点 １ － １ －る安全への影響についても評価している。
４
視点１－２－
２
視点１－２－
３
視点１－２－
５
視点２－１
視点３－３
LA.8 権限、役割、及び責任
視点１－１－

意思決定（Decision
making：DM）

尊重しあう職場環境（RespectfulWork
Environment

：WE）

継続的学習
(Continuous
Learning：CL)

問題の把握と解決（ProblemIdentification
and Resolution：PI）

経営責任者は、安全に係る業務における各職員の権限、役割、責任について明確に定めている。
DM.1 体系的な取組
職員は、意思決定において一貫して体系的なアプローチ
を使用しており、それにはリスクの視点も含まれている。
DM.2 安全を考慮した判断
職員は、単純な作業に対しても慎重な選択を実施している。作業は、安全でないことが判明するまで継続するのではなく、作業開始前に安全であると判断している。
DM.3 決定における明確な責任
意思決定における権限と責任が明確に定められている。
DM.4 予期しない状況への準備
慎重な意思決定が常に行われている。適用される手順書
や計画がない予期しない状況に対応できる能力を身につける訓練を行っている。
WE.1 職員への尊重
全ての職員は尊厳、尊敬を持って扱われ、組織への貢献が認められる。
WE.2 意見の尊重
職員は質問すること、懸念を声に出すこと、そして提案することが奨励される。異なる意見は求められ尊重される。
WE.3 信頼の育成
信頼は、組織を通して職員及び作業集団間で育成され維持されている。
WE.4 衝突の解決
職員間における意見等の衝突は、公正で透明性ある方法を使用して速やかに解決されている。
WE.5 施設を大事にする意識
整理・整頓が継続的に行われ、施設は生産的な作業環境になっている。
CL.1 自己評価・独立評価
・組織は、自らの規定通り、活動に対して自己評価や独立評価を実施している。
・安全文化は定期的に評価され、結果は全ての職員に共有され、安全文化のあるべき姿の見直しや健全な安全文化の育成と維持に活用されている。

３
視点２－１④

意思決定（Decision
making：DM）

視点２－１④

視点１－１－
４
視点２－１④

視点２－１②
視点２－１②

尊重しあう職場環境（RespectfulWork
Environment：WE）
視点２－１②
視点２－１②
視点２－１②
視点３－１①②
視点３－３

CL.2 経験からの学習
視点２－１⑤
・組織内における安全を向上させる提案や、安全に影響を及ぼすおそれのある問題の報告から得られた教訓を蓄積し、学習し、改善活動に反映させている。
・自社及び国内外の事故から得られた経験を蓄積し、学習
し、改善活動に反映させている。
CL.3 訓練
視点２－１
組織は、知識・技術などを継続的に向上させるため効果的 視点２－１⑤
な訓練を行い、職員の能力の開発を行っている。また、知識 視 点 ３ － １ ①の伝承を図っている。
②
視点３－２
視点４－１
CL.4 リーダーシップの開発
視点２－１⑤
組織は有能なリーダーを訓練等を通して育成している。
CL.5 ベンチマーキング
視点１－２－４
組織は、知識・技術等を継続的に向上させるために、他 視点２－１⑤の産業を含めた他の組織の実践から学んでいる。
PI.1 特定
視点２－１⑥
組織は、軽微なものを含め問題を収集するための方法を確立している。また、適時問題を特定している。問題を報告することが奨励され、評価されている。
PI.2 評価
視点２－１⑥
・報告された安全に影響を及ぼすおそれのある問題について、それぞれの問題の内容に応じて適切な時間内で評価されている。

継続的学習(Continuous
Learning：CL)

問題の把握と解決（ProblemIdentification
and Resolution

：PI）

23

- 396 -

経営責任者は、安全に係る業務における各職員の権限、役割、責任について明確に定めている。
DM.1 体系的な取組
職員は、意思決定において一貫して体系的なアプローチ
を使用しており、それにはリスクの視点も含まれている。
DM.2 安全を考慮した判断
職員は、単純な作業に対しても慎重な選択を実施している。作業は、安全でないことが判明するまで継続するのではなく、作業開始前に安全であると判断している。
DM.3 決定における明確な責任
意思決定における権限と責任が明確に定められている。
DM.4 予期しない状況への準備
慎重な意思決定が常に行われている。適用される手順書
や計画がない予期しない状況に対応できる能力を身につける訓練を行っている。
WE.1 職員への尊重
全ての職員は尊厳、尊敬を持って扱われ、組織への貢献が認められる。
WE.2 意見の尊重
職員は質問すること、懸念を声に出すこと、そして提案することが奨励される。異なる意見は求められ尊重される。
WE.3 信頼の育成
信頼は、組織を通して職員及び作業集団間で育成され維持されている。
WE.4 衝突の解決
職員間における意見等の衝突は、公正で透明性ある方法を使用して速やかに解決されている。
WE.5 施設を大事にする意識
整理・整頓が継続的に行われ、施設は生産的な作業環境になっている。
CL.1 自己評価・独立評価
・組織は、自らの規定通り、活動に対して自己評価や独立評価を実施している。
・安全文化は定期的に評価され、結果は全ての職員に共有され、安全文化のあるべき姿の見直しや健全な安全文化の育成と維持に活用されている。

３
視点２－１④
視点２－１④

視点１－１－
４
視点２－１④

視点２－１②
視点２－１②

視点２－１②
視点２－１②
視点２－１②
視点３－１①②
視点３－３

CL.2 経験からの学習
視点２－１⑤
・組織内における安全を向上させる提案や、安全に影響を及ぼすおそれのある問題の報告から得られた教訓を蓄積し、学習し、改善活動に反映させている。
・自社及び国内外の事故から得られた経験を蓄積し、学習
し、改善活動に反映させている。
CL.3 訓練
視点２－１
組織は、知識・技術などを継続的に向上させるため効果的 視点２－１⑤
な訓練を行い、職員の能力の開発を行っている。また、知識 視 点 ３ － １ ①の伝承を図っている。
②
視点３－２
視点４－１
CL.4 リーダーシップの開発
視点２－１⑤
組織は有能なリーダーを訓練等を通して育成している。
CL.5 ベンチマーキング
視点１－２－４
組織は、知識・技術等を継続的に向上させるために、他 視点２－１⑤の産業を含めた他の組織の実践から学んでいる。
PI.1 特定
視点２－１⑥
組織は、軽微なものを含め問題を収集するための方法を確立している。また、適時問題を特定している。問題を報告することが奨励され、評価されている。
PI.2 評価
視点２－１⑥
・報告された安全に影響を及ぼすおそれのある問題について、それぞれの問題の内容に応じて適切な時間内で評価されている。

作業プロセス（Work
Processes：WP）

問題提起できる
環境（Environmentfor Raising
Concerns：RC)・安全の重要性に対して確実に対処できるよう問題を評価している。
PI.3 解決
視点２－１⑥
・組織は、特性された問題について適切な時期に是正処置を講じている。問題に十分に対応されたことを確認するために、是正処置の有効性が評価されている。
・解決された問題については、関係する職員に結果が共有されている。また、重要な教訓については周知されている。
PI.4 傾向
視点２－１⑥
組織は、是正処置プロセスやその他の評価において得られた情報などを定期的に分析し、共通原因やその傾向等を評価している。
WP.1 作業管理
視点２－１
組織は、原子力安全が最優先となるような作業活動の計 視点３－１
画、管理、実施のプロセスを実行している。
WP.2 安全裕度
視点２－１①
組織は、安全裕度内で機器の保守等の作業プロセスを運用し維持している。
WP.3 文書化
視点２－１
組織は、完全で正確で最新の文書を作成し維持している。
RC.1 問題提起できる制度
視点１－２－
組織にとって望ましくないと思われるような人・組織に ４関する問題についても忌憚なく提起・報告できるような制 視点２－１⑥度を運用している。また、安全に関する懸念を提起するという職員の権利と責任を支援するような環境を整えている。
RC.2 問題提起の代替手段
視点１－２－
職員が安全に関する問題を直属の部門管理者の影響から ４独立したプロセスで提起することができる手段が確定さ 視点２－１⑥
れている。

作業プロセス（Work
Processes：WP）

問題提起できる
環境（Environmentfor Raising
Concerns：RC)

附属書２ 業務遂行能力に関するガイド
1

2

背景及び目的・安全の重要性に対して確実に対処できるよう問題を評価している。
PI.3 解決
視点２－１⑥
・組織は、特性された問題について適切な時期に是正処置を講じている。問題に十分に対応されたことを確認するために、是正処置の有効性が評価されている。
・解決された問題については、関係する職員に結果が共有されている。また、重要な教訓については周知されている。
PI.4 傾向
視点２－１⑥
組織は、是正処置プロセスやその他の評価において得られた情報などを定期的に分析し、共通原因やその傾向等を評価している。
WP.1 作業管理
視点２－１
組織は、原子力安全が最優先となるような作業活動の計 視点３－１
画、管理、実施のプロセスを実行している。
WP.2 安全裕度
視点２－１①
組織は、安全裕度内で機器の保守等の作業プロセスを運用し維持している。
WP.3 文書化
視点２－１
組織は、完全で正確で最新の文書を作成し維持している。
RC.1 問題提起できる制度
視点１－２－
組織にとって望ましくないと思われるような人・組織に ４関する問題についても忌憚なく提起・報告できるような制 視点２－１⑥度を運用している。また、安全に関する懸念を提起するという職員の権利と責任を支援するような環境を整えている。
RC.2 問題提起の代替手段
視点１－２－
職員が安全に関する問題を直属の部門管理者の影響から ４独立したプロセスで提起することができる手段が確定さ 視点２－１⑥れている。

附属書２ 業務遂行能力に関するガイド
1

背景及び目的原子力施設における運転管理、保修等の各種業務においては、それぞれ固有の専門的な知識、技能及び経原子力施設における運転管理、保修等の各種業務においては、それぞれ固有の専門的な知識、技能及び経験を有し、職務に応じた業務遂行能力を付与された要員が配置され、その力量が維持されていることが重要であ験を有し、職務に応じた業務遂行能力を付与された要員が配置され、その力量が維持されていることが重要である。

る。

また、業務を適切に遂行するためには、これら業務に従事する要員の能力に起因するトラブル又は業務を実施

また、業務を適切に遂行するためには、これら業務に従事する要員の能力に起因するトラブル又は業務を実施する組織とその活動に起因するトラブル等の不適合に対して、原因を分析し、適切な再発防止策を講じることが重する組織とその活動に起因するトラブル等の不適合に対して、原因を分析し、適切な再発防止策を講じることが重要であり、その能力を維持することが必要である。

要であり、その能力を維持することが必要である。

本ガイドは、検査官が事業者の要員（事業者の協力企業を含む。）の業務遂行能力に関し気付き事項があった

本ガイドは、検査官が事業者の要員（事業者の協力企業を含む。）の業務遂行能力に関し気付き事項があった

場合に、必要な要員が適切な方法により業務遂行に必要な力量の付与、及び定められた職責を確実に遂行でき場合に、必要な要員が適切な方法により業務遂行に必要な力量の付与、及び定められた職責を確実に遂行できる条件などを有しているかどうかについて確認するためのものである。

る条件などを有しているかどうかについて確認するためのものである。

検査要件
2.1 検査対象
他の検査ガイドに基づいて行った個別業務に対する検査において検出された検査気付き事項、検査指摘

2

検査要件
2.1 検査対象
他の検査ガイドに基づいて行った個別業務に対する検査において検出された気付き事項、指摘事項又は 記載の適正化（誤事項又は不適合のうち、要員の力量不足等ヒューマンエラーに起因すると思われる不適合を対象として、本不適合のうち、要員の力量不足等ヒューマンエラーに起因すると思われる不適合を対象として、本ガイドを活

ガイドを活用して確認を行う。それらのうち、原子力安全又は核物質防護に影響を及ぼすと判断されるもの、用して確認を行う。それらのうち、原子力安全又は核物質防護に影響を及ぼすと判断されるもの、類似の不適類似の不適合事象が繰り返されているもの、組織的な要因により発生したものについては、原因分析の実施

合事象が繰り返されているもの、組織的な要因により発生したものについては、原因分析の実施結果が是正
24- 397 -記）

結果が是正処置等に反映されていることを確認する。

処置等に反映されていることを確認する。

2.2 実施時期

2.2 実施時期

他の検査において、本検査の対象となる事象が検出された場合、日常観察により当該事象を確認した

他の検査において、本検査の対象となる事象が検出された場合、日常観察により当該事象を確認した

後、検出された時期の翌四半期など適切な時期に年次検査を実施することができる。

後、検出された時期の翌四半期など適切な時期に年次検査を実施することができる。

その際、対象となる事象の不適合処理が検査を実施しようとする時期までに完了していない場合には、

その際、対象となる事象の不適合処理が検査を実施しようとする時期までに完了していない場合には、是正処置が完了した時点、また、原因分析を実施する場合は、当該分析の計画書作成時や報告書完了

是正処置が完了した時点、また、原因分析を実施する場合は、当該分析の計画書作成時や報告書完了

時等のタイミングを捉えて随時実施するものとする。

時等のタイミングを捉えて随時実施するものとする。

これらの処置又は報告書のとりまとめに時間を要すると判断される場合には、いたずらに時期を待つこ

これらの処置又は報告書のとりまとめに時間を要すると判断される場合には、いたずらに時期を待つことなく、随時実施するものとする。

となく、随時実施するものとする。

また、当該不適合等の水平展開やフォローアップが必要なもの、有効性の評価が行われるものについまた、当該不適合等の水平展開やフォローアップが必要なもの、有効性の評価が行われるものについては、別途不適合管理の実施状況として監視していくものとする。
3

検査手順
3.1 検査の準備
検査対象となる業務、作業に係る次の資料について、事前に調査し確認する。

ては、別途不適合管理の実施状況として監視していくものとする。
3

検査手順
3.1 検査の準備
検査対象となる業務、作業に係る次の資料について、事前に調査し確認する。

（１） 業務に従事する要員に対する教育訓練に係る基準及び実施要領（１） 業務に従事する要員に対する教育訓練に係る基準及び実施要領（2） 要員の力量管理表（2） 要員の力量管理表（3） 力量付与及び力量維持のために行った教育訓練の実施記録、教育資料（3） 力量付与及び力量維持のために行った教育訓練の実施記録、教育資料（4） 対象業務（作業）の体制表、従業員等の保有資格に関する提出書類（4） 対象業務（作業）の体制表、従業員等の保有資格に関する提出書類（5） 不適合管理、是正処置、未然防止処置の実施に係る基準及び実施要領（5） 不適合管理、是正処置、未然防止処置の実施に係る基準及び実施要領（6） 不適合管理台帳、当該不適合に係る不適合報告書及び是正処置報告書等（6） 不適合管理台帳、当該不適合に係る不適合報告書及び是正処置報告書等（7） 原因分析を行った場合は、当該原因分析の報告書等（7） 原因分析を行った場合は、当該原因分析の報告書等

3.2 検査の実施

3.2 検査の実施(1) 要員の力量管理に係る規定類等の仕組に関する事項(1) 要員の力量管理に係る規定類等の仕組に関する事項

ａ．組織機能及びその責任を定めた規定類により、各業務に必要な力量が明確になっていることを確認する

ａ．組織機能及びその責任を定めた規定類により、各業務に必要な力量が明確になっていることを確認する。その業務を実施する組織の構成員の各職責とその職責に応じた業務が割り当てられていることを確認。その業務を実施する組織の構成員の各職責とその職責に応じた業務が割り当てられていることを確認

する。

する。

ｂ．組織構成員の職責に応じて求められる力量を設定し、その評価基準、記録管理等の要領が規定類に定められていることを確認する。
ｃ．業務毎に必要な教育カリキュラムが作成されていることを確認し、教育内容が要員に要求する職務に合ｂ．組織構成員の職責に応じて求められる力量を設定し、その評価基準、記録管理等の要領が規定類に定められていることを確認する。
ｃ．業務毎に必要な教育カリキュラムが作成されていることを確認し、教育内容が要員に要求する職務に合致していることを確認する。

致していることを確認する。

(2) 教育訓練の実施に関する事項(2) 教育訓練の実施に関する事項

ａ．実施されている教育内容が、要員に求められる力量に見合った内容であることを教育訓練実施記録、使用された教材等により確認する。

ａ．実施されている教育内容が、要員に求められる力量に見合った内容であることを教育訓練実施記録、使用された教材等により確認する。

ｂ．教育訓練の結果、要員の力量が要求されるレベルに到達し、力量が認定されていることを教育・訓練のｂ．教育訓練の結果、要員の力量が要求されるレベルに到達し、力量が認定されていることを教育・訓練の記録により確認する。

記録により確認する。

ｃ．力量を認定した後、それらが実際に有効であったことの確認をどのように行っているかを確認する。有効性の評価に係る記録が作成され、維持されていることを確認する。
(3) 再認定、要求される所要能力の変更を伴う場合に関する事項
a.力量の再評価 業務を一時的又は長期間離れた後、当該業務に復帰する要員に対する力量の再評価に関する合理的な基準が定められ、その基準に基づき評価していることを確認する。

ｃ．力量を認定した後、それらが実際に有効であったことの確認をどのように行っているかを確認する。有効性の評価に係る記録が作成され、維持されていることを確認する。
(3) 再認定、要求される所要能力の変更を伴う場合に関する事項
a.力量の再評価 業務を一時的又は長期間離れた後、当該業務に復帰する要員に対する力量の再評価に関する合理的な基準が定められ、その基準に基づき評価していることを確認する。
25- 398 -

ｂ．力量の維持、再認定 力量を認定された要員がその力量を維持していること及び再認定の基準について確認する。定められた要領等がある場合は、その要領及び記録を確認する。

ｂ．力量の維持、再認定 力量を認定された要員がその力量を維持していること及び再認定の基準について確認する。定められた要領等がある場合は、その要領及び記録を確認する。

ｃ．一時的に新たな業務、又は作業に従事させようとする場合、既に認定されている力量により遂行できるもｃ．一時的に新たな業務、又は作業に従事させようとする場合、既に認定されている力量により遂行できるものであるか否かについて判断し、要すれば新たな業務に要求される知識、技能等を付与するための措のであるか否かについて判断し、要すれば新たな業務に要求される知識、技能等を付与するための措置を講じていることを確認する。

置を講じていることを確認する。

ｄ．組織に新たな業務が追加又は変更され、追加教育等が必要な場合、力量評価基準の見直しや教育訓ｄ．組織に新たな業務が追加又は変更され、追加教育等が必要な場合、力量評価基準の見直しや教育訓

練の内容変更が検討され、規定類が適正に改定されていることを確認する。また、これにより要員の力量

練の内容変更が検討され、規定類が適正に改定されていることを確認する。また、これにより要員の力量評価が適切に実施されていることを確認する。

評価が適切に実施されていることを確認する。

(4) 実作業の管理状況(4) 実作業の管理状況

ａ．特定の業務（作業等）に着目し、その業務を遂行するために編成されたグループに、当該業務を的確に

ａ．特定の業務（作業等）に着目し、その業務を遂行するために編成されたグループに、当該業務を的確に実施するために必要な能力を有する要員が確保されていることを作業の体制表、作業者（公的資格者）

実施するために必要な能力を有する要員が確保されていることを作業の体制表、作業者（公的資格者）

名簿等により確認する。

名簿等により確認する。

ｂ．協力企業の従業員の力量については、調達元が調達先に対する要求事項の中で明確にしていることを仕様書及び関連記録により確認する。
ｃ．可能な場合、実際に実施されている任意の作業に立会し、現に実施されている体制と承認され現場に掲示されている体制に齟齬がないことを確認する。
(5) 人的要因、組織的要因に係る原因分析が行われている場合に関する事項
ａ．要員の力量不足等が原因と推定される不適合に対して、原因分析を実施している場合、「原因分析に関するガイド」の視点を参照して確認する。
ｂ．原因分析の結果とられた対策、是正処置について、安全上重要な「人的要因」に対応したものであり、適切なものであることを確認する。

ｂ．協力企業の従業員の力量については、調達元が調達先に対する要求事項の中で明確にしていることを仕様書及び関連記録により確認する。
ｃ．可能な場合、実際に実施されている任意の作業に立会し、現に実施されている体制と承認され現場に掲示されている体制に齟齬がないことを確認する。
(5) 人的要因、組織的要因に係る原因分析が行われている場合に関する事項
ａ．要員の力量不足等が原因と推定される不適合に対して、原因分析を実施している場合、「原因分析に関するガイド」の視点を参照して確認する。
ｂ．原因分析の結果とられた対策、是正処置について、安全上重要な「人的要因」に対応したものであり、適切なものであることを確認する。

ｃ．人的資源の充当に係る人事、教育・訓練及び資機材、並びにそれらに係る予算措置等、本店を含むマｃ．人的資源の充当に係る人事、教育・訓練及び資機材、並びにそれらに係る予算措置等、本店を含むマ

ネジメント層が関与すべき責任において、何らかの改善が必要な場合、所要の措置が図られていることをネジメント層が関与すべき責任において、何らかの改善が必要な場合、所要の措置が図られていることを

確認する。

確認する。

また、それらの課題に係る処置の実績があれば、それらの仕組みが適切に機能していることを記録によりまた、それらの課題に係る処置の実績があれば、それらの仕組みが適切に機能していることを記録により確認する。
4 検査の手引(1) 要員の力量管理に係る視点
ａ．トップマネジメントの関与及び資源の確保確認する。
4 検査の手引(1) 要員の力量管理に係る視点
ａ．トップマネジメントの関与及び資源の確保

必要な資源が適切に提供されていることの確認は、人的資源の配分においてトップマネジメントが現状必要な資源が適切に提供されていることの確認は、人的資源の配分においてトップマネジメントが現状を的確に把握し、必要な人員、教育・訓練等に必要な予算等の配分を計画し、問題点があれば必要な対を的確に把握し、必要な人員、教育・訓練等に必要な予算等の配分を計画し、問題点があれば必要な対策を講じることができる仕組みを規定類により確認する。

策を講じることができる仕組みを規定類により確認する。

また、個別具体的な案件については、それらが規定類に定める手続きに従って適切に運用されていること、また、必要に応じてマネジメントレビューにおけるインプットデータ等の活動記録から評価する。
ｂ．組織機能と要員の業務上の職責

また、個別具体的な案件については、それらが規定類に定める手続きに従って適切に運用されていること、また、必要に応じてマネジメントレビューにおけるインプットデータ等の活動記録から評価する。
ｂ．組織機能と要員の業務上の職責

要員の組織内における職位と適用業務の関連性において、要求される力量がその責任に見合う適切な要員の組織内における職位と適用業務の関連性において、要求される力量がその責任に見合う適切なレベルであること、組織及びその構成員によるチームとしての職務遂行能力を担保していることに留意す

レベルであること、組織及びその構成員によるチームとしての職務遂行能力を担保していることに留意する。

る。

ｃ．要員に要求される力量と到達（認定）基準

ｃ．要員に要求される力量と到達（認定）基準

要員に要求される力量は、要員の職位に応じたものであり、遂行する職務の難易度と責任の度合に合要員に要求される力量は、要員の職位に応じたものであり、遂行する職務の難易度と責任の度合に合致し又は矛盾のないものであること、要求及び評価レベルの設定は、力量が認定された後の要員の経験

致し又は矛盾のないものであること、要求及び評価レベルの設定は、力量が認定された後の要員の経験
26- 399 -

と能力の向上に応じ、上位の職位・職務に対する到達目標を明示する継続性をもったものであることが望と能力の向上に応じ、上位の職位・職務に対する到達目標を明示する継続性をもったものであることが望

ましい。

ましい。

ｄ．教育訓練及び評価の記録

ｄ．教育訓練及び評価の記録

要員の力量付与に際して実施した教育・訓練、保有する技能・資格及び経験について、適切な記録を維持していること。

要員の力量付与に際して実施した教育・訓練、保有する技能・資格及び経験について、適切な記録を維持していること。

要員の教育・訓練の有効性を評価するため、試験又は日常的な試問を行うなど具体的な措置を講じて要員の教育・訓練の有効性を評価するため、試験又は日常的な試問を行うなど具体的な措置を講じており、その評価を記録等により確認できることが望ましい。

おり、その評価を記録等により確認できることが望ましい。

ｅ．管理職の力量評価

ｅ．管理職の力量評価

管理職の力量評価については、事業者の人事考課による総合的な判断を経て発令されていることを考

管理職の力量評価については、事業者の人事考課による総合的な判断を経て発令されていることを考慮し、被評価者の当該職務に関連する主要な職務経歴等を聞き取り等により確認するにとどめ、評価者

慮し、被評価者の当該職務に関連する主要な職務経歴等を聞き取り等により確認するにとどめ、評価者

が被評価者をどのような視点で力量認定したか、評価者の力量をみる視点で評価の根拠等を確認する。

が被評価者をどのような視点で力量認定したか、評価者の力量をみる視点で評価の根拠等を確認する。

また、必要に応じ当該管理職に対してインタビュー等により、具体的な個別案件における判断プロセス

また、必要に応じ当該管理職に対してインタビュー等により、具体的な個別案件における判断プロセス等について聞き取りを行い、職務に要求される見識・指導力等が組織活動に適切に反映されていることを等について聞き取りを行い、職務に要求される見識・指導力等が組織活動に適切に反映されていることを

確認する。

確認する。

ｆ．力量の継続的な維持

ｆ．力量の継続的な維持力量が認定された要員について、業務を遂行する上で必要な力量を維持していることを継続して確認

力量が認定された要員について、業務を遂行する上で必要な力量を維持していることを継続して確認するための具体的な方法について、規定類に定められている場合は、その仕組みを確認し、有効に機能するための具体的な方法について、規定類に定められている場合は、その仕組みを確認し、有効に機能していることを確認する。

していることを確認する。

評価は記録され、要求される力量の要件を満足していることが客観的に把握できるものでなければなら

評価は記録され、要求される力量の要件を満足していることが客観的に把握できるものでなければならない。管理職等(評価者)が観察により評価している場合は、必要に応じてインタビュー等により、具体的なない。管理職等(評価者)が観察により評価している場合は、必要に応じてインタビュー等により、具体的な評価要領（必ずしも規定されたものでなくともよい）を確認し、評価者の評価する力量に着目して判断する

評価要領（必ずしも規定されたものでなくともよい）を確認し、評価者の評価する力量に着目して判断するとともに、これらの評価が客観的な指標を伴って適切に記録されていることを確認する。

とともに、これらの評価が客観的な指標を伴って適切に記録されていることを確認する。

ｇ．業務の追加・変更に伴う見直し

ｇ．業務の追加・変更に伴う見直し

新たな業務が加わるなど、当該業務に係る基準及び要領等が追加、変更された場合、それに伴う要員の力量に対する要求の見直しの必要性について、検討、評価していることを確認する。

新たな業務が加わるなど、当該業務に係る基準及び要領等が追加、変更された場合、それに伴う要員の力量に対する要求の見直しの必要性について、検討、評価していることを確認する。

また、追加、変更された業務に従事する前までに必要な教育訓練が追加実施されていることを記録によ

また、追加、変更された業務に従事する前までに必要な教育訓練が追加実施されていることを記録により確認するとともに、変更があった業務を担当する要員にインタビューして、変更箇所の理解が適切であり確認するとともに、変更があった業務を担当する要員にインタビューして、変更箇所の理解が適切であることを確認することも有用である。

ることを確認することも有用である。

ｈ．チーム及びチームを構成する要員としての力量

ｈ．チーム及びチームを構成する要員としての力量

チームにより業務を実施する場合、要員個々の力量に関する評価の視点に加え、チームとしての業務遂行能力が妥当であり、要求を満足するものであることが必要である。

チームにより業務を実施する場合、要員個々の力量に関する評価の視点に加え、チームとしての業務遂行能力が妥当であり、要求を満足するものであることが必要である。

そのため、個々の要員に部分的又は個別的な力量不足がある場合は、力量の不足する要員を指導監

そのため、個々の要員に部分的又は個別的な力量不足がある場合は、力量の不足する要員を指導監

督できる上位の力量を有する要員の管理下で業務が適切に遂行できる状態であることを確認し、チーム督できる上位の力量を有する要員の管理下で業務が適切に遂行できる状態であることを確認し、チームとしての力量が適切に確保されていることを確認する。

としての力量が適切に確保されていることを確認する。

ｉ．協力企業の従業員に対する力量の確認

ｉ．協力企業の従業員に対する力量の確認

協力企業の従業員の力量管理は、事業者の調達先に対する要求事項として、仕様書等で明確に示さ

協力企業の従業員の力量管理は、事業者の調達先に対する要求事項として、仕様書等で明確に示されていること、事業者は調達に伴い調達先から提出される要領書・作業手順書等の承認図書、工事記録れていること、事業者は調達に伴い調達先から提出される要領書・作業手順書等の承認図書、工事記録等により、これらを確認していること、必要に応じて事業者が直接調達先の作業に立会い、監査その他の等により、これらを確認していること、必要に応じて事業者が直接調達先の作業に立会い、監査その他の方法により力量を確認していることを確認する。

方法により力量を確認していることを確認する。

（2） 実作業等の観察における留意事項
必要に応じて、要員が行う具体的な作業手順の中から客観的な評価が可能なものを選定して観察し、（2） 実作業等の観察における留意事項
必要に応じて、要員が行う具体的な作業手順の中から客観的な評価が可能なものを選定して観察し、
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作業の指導者及び要員の基本動作、作業における理解の度合をみて総合的に評価する。この場合、個作業の指導者及び要員の基本動作、作業における理解の度合をみて総合的に評価する。この場合、個別業務(作業)に係る検査ガイドがある場合はそれを活用し、当該検査の結果を参考にする。

別業務(作業)に係る検査ガイドがある場合はそれを活用し、当該検査の結果を参考にする。

また、観察による評価に際しては、作業手順書等の写しをあらかじめ準備し、それらが最新版であること

また、観察による評価に際しては、作業手順書等の写しをあらかじめ準備し、それらが最新版であることを確認の上、次の点に留意する。

を確認の上、次の点に留意する。

ａ．業務実施前にチーム内において、責任の分担や手順内容の確認を実施していること、また、指揮者等

ａ．業務実施前にチーム内において、責任の分担や手順内容の確認を実施していること、また、指揮者等

は、要員の健康状態及び作業負荷の配分等を把握しており、確認していること
ｂ．定められた最新版の手順書に従って作業を実施していること、また、指導者等は必要に応じて、次のは、要員の健康状態及び作業負荷の配分等を把握しており、確認していること
ｂ．定められた最新版の手順書に従って作業を実施していること、また、指導者等は必要に応じて、次の手順に移る前に要員に周知するなど手順を確かなものとすることに注意を払っていること

手順に移る前に要員に周知するなど手順を確かなものとすることに注意を払っていること

ｃ．不適切な用具、装備が見過ごされていないこと

ｃ．不適切な用具、装備が見過ごされていないこと

ｄ．指揮命令系統が明確になっており、実作業で厳守されていること

ｄ．指揮命令系統が明確になっており、実作業で厳守されていること

ｅ．指示、復唱、復命等の基本的な動作が的確に実施され、指揮者等との意思疎通が適切に図られていｅ．指示、復唱、復命等の基本的な動作が的確に実施され、指揮者等との意思疎通が適切に図られていること
ｆ．不確かさが検出されたとき、質問、応答等が的確に行われ、問題を解決するプロセスを確認して作業をること
ｆ．不確かさが検出されたとき、質問、応答等が的確に行われ、問題を解決するプロセスを確認して作業を進めていること進めていることｇ．シフト等の交代要員が管理され、要員の疲労に対して適切に対応できていること

ｇ．シフト等の交代要員が管理され、要員の疲労に対して適切に対応できていること

ｈ．指導者等が要員の動作を把握し、また、作業の中で要員の力量を適切に確認し評価していること

ｈ．指導者等が要員の動作を把握し、また、作業の中で要員の力量を適切に確認し評価していること

ｉ．注意力、集中力の低下、欠如がなく、作業の中断及び頻繁なやり直しがないこと

ｉ．注意力、集中力の低下、欠如がなく、作業の中断及び頻繁なやり直しがないこと

5 参考資料5 参考資料5.1 法令、基準等

5.1 法令、基準等(1) 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基準に関する規則(1) 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基準に関する規則

5.2 技術資料等

5.2 技術資料等(1) 「健全な安全文化の育成と維持に係るガイド」(1) 「健全な安全文化の育成と維持に係るガイド」(2) 「原因分析に関するガイド」(2) 「原因分析に関するガイド」

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基本検査運用ガイド
非該当使用者等（新旧対照表）作成中1- 402 -

資料２－２

原規規発第 2203085 号
令和４年３月８日
厚生労働省労働基準局
安全衛生部労働衛生課長

殿
原子力規制委員会原子力規制庁
原子力規制部検査グループ
検査監督総括課長（公印省略）

原子力施設を管轄する労働基準監督署と原子力規制事務所との連携について

令和２年４月から原子力規制検査の運用を開始し、原子力規制検査では、原子力規制委員会の原子力検査官が日常的に原子力施設に立入り、原子力事業者等が行う安全活動及び原子力施設の状況について監視を行っています。
原子力規制事務所に常駐する原子力検査官は、日常的に原子力施設に立入り、原子力施設の巡視、原子力事業者等の会議体の傍聴、職員への質問、記録やマニュアル類の閲覧等を行うことにより、現場の実態を把握しています。一方で、労働基準監督署におかれましては、労働安全衛生法に基づき原子力施設へ立入り、
原子力事業者等へ指導等を行っているものと承知しております。
つきましては、原子力施設を管轄する労働基準監督署と原子力規制事務所が連携し、相互に効率的かつ効果的な検査等を行うことで、原子力事業者等に対して適切に監視・指導ができるよう、貴省のご協力をいただきたくよろしくお願い申し上げます。
連携内容の一例として、別紙の参照をお願いします。
以上- 403 -

別紙

労働基準監督署と原子力規制事務所との連携内容（例）１．労働安全衛生法の観点で懸念される事項の情報提供
日常的な検査や巡視において労働安全衛生法の観点で懸念される事項があった場合、原子力規制事務所の原子力検査官は、その情報を労働基準監督署に提供する。
２．従業者の被ばく事故等への対応
従業者の意図しない被ばく事案が発生した場合その他従業者に対する放射線安全に影響を及ぼす事案が発生した場合、原子力規制事務所の原子力検査官は、その情報を労働基準監督署に提供する。原子力規制事務所は原子炉等規制法の観点から、労働基準監督署は労働安全衛生法の観点から、相互に連携して検査等を行う。また、必要に応じて、合同で検査等を行う。
３．労働災害に関する調査での協力
労働安全衛生法に基づいて実施される労働基準監督署の労働災害に関する調査等について、原子力規制事務所の原子力検査官は、当該調査等の対象が原子力安全に影響する又はその可能性があって必要がある場合は、当該調査の実施に協力し、労働基準監督署と連携して検査等を行う。
４．その他○本運用は令和４年４月１日から開始する。
○原子力規制事務所と労働基準監督署は、連携のための連絡窓口を定め、担当者の名簿を別途整備し、人事異動等の都度その名簿を更新の上、担当者間で共有する。
○原子力規制庁が開催する研修等を通じ、相互の制度や活動について理解を図る。
労働基準監督署と原子力規制事務所との連携は、双方の情報共有を通じた効
率的かつ効果的な検査等を行うことが目的であり、相互の行政目的に資するよ
うに柔軟に運用することとし、継続的に改善を図る。
以上- 404 -

資料２－３
検査制度の運用改善に係る検討事項の提案（案）
令和４年３月〇日
原 子 力 規 制 庁
検査監督総括課（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。
（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。
（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。
（以下の報告書参照。）
引用：ARKANSAS NUCLEAR ONE – DESIGN BASIS ASSURANCE INSPECTION (TEAMS) INSPECTION REPORT 05000313/2021011 AND 05000368/2021011

71111.21M - Design Bases Assurance Inspection (Teams)
The inspectors evaluated the following components and listed applicable attributes, permanentmodifications, and operating experience:
Design Review - Risk-Significant/Low Design Margin Components (IP Section 02.02)(9 Samples)(1) Service Water Motor Operated Valve MOV CV-3823 (Unit 1)
Valve testing procedures and performance history were reviewed to assure consistency withvendor and industry standards
Monitoring programs, health reports, and corrective action program reports to verify themonitoring of potential degradation
Design basis calculations including system hydraulic analysis
Valve and actuator design drawings and vendor specifications
System operating procedures used in emergency conditions

・米国 NRC と同等の検査を行えるように見直してはどうか。
（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。

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