内閣府
原子力政策担当室殿

令和 4 年度

諸外国における原子力安全制度の整備状況等に関する調査報告書

別冊４（アメリカ）

令和 5 年 3 月

本報告書別冊は、内閣府の令和４年度科学技術基礎調査等委託事業により一般財団法人エネルギー総合工学研究所が実施した「令和４年度 諸外国

における原子力安全制度の整備状況等に関する調査」の成果の一部として、アメリカに関して、原子力施設主要資機材の輸出に係る公的信用付与に伴う安全配慮等の確認の実施に関する要綱に基づく調査票案を取りまとめたものです。なお、本調査票案は公的信用付与実施機関からの求めに基づいたものではありません。
本報告書の著作権は、内閣府に帰属しており、本報告書の全部又は一部の無断複製等の行為は、法律で認められたときを除き、著作権の侵害にあたるので、これらの利用行為を行うときは、内閣府の承認手続きが必要です。

目次
1．相手国又は地域における原子力安全の確保、放射性廃棄物対策及び原子力事故時の対応に関する国際的取決めの遵守及び国内制度の整備に係る状況に関する調査項目 ....................... 5（1）「原子力の安全に関する条約」（平成 8 年条約第 11 号）（以下「原子力安全条約」という。）について ................................................................................................................................. 5（1-1）原子力安全条約に加入している場合、いつ加入したか。また、これまで原子力安全条約第 25 条の規定に基づく検討会合の報告において重大な問題がある旨報告
されていないか。 ................................................................................................................ 5（1-2）原子力安全条約に加入していない場合、今後加入する意思があることの確認を求め、その意思を示した文書を受領したか。 .................................................................... 5（1-3）

原子力安全条約に定めるような関連制度が整備されているか。 ............................ 6（2）「使用済燃料及び放射性廃棄物の管理の安全に関する条約」（平成 15 年条約第 5 号）
（以下「放射性廃棄物安全条約」という。）について ............................................................... 11（2-1）放射性廃棄物安全条約に加入している場合、いつ加入したか。関連する国内制度を整備しているか .......................................................................................................... 11（2-2）放射性廃棄物安全条約に加入していない場合、実質的に同条約の内容を履行しているか。 ......................................................................................................................... 11（3）「廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約」（昭和 55 年条約第35 号）（以下「海洋汚染防止条約」という。）について ............................................................ 12（3-1）海洋汚染防止条約に加入している場合、いつ加入したか。関連する国内制度を整備しているか。 .............................................................................................................. 12（3-2）海洋汚染防止条約に加入していない場合、実質的に同条約の内容を履行しているか。 ................................................................................................................................ 13（4）原子力損害賠償制度について 施設の運転者に原則として賠償責任を負わせるとともに、所要の資金的担保を運転者に義務付ける原子力損害賠償制度が存在する、若し
くは、個別契約により同等の内容が担保されているか。 ......................................................... 13（5）「原子力事故の早期通報に関する条約」（昭和 62 年条約第 9 号）及び「原子力事故
又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約」（昭和 62 年条約第 10 号）について ................................................................................................................................................. 16（5-1）原子力事故の早期通報に関する条約及び原子力事故又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約に加入している、若しくは、国際的な事故情報等通報シ
ステムに参加する等、実質的にその内容を履行しているか。 ........................................ 16（6-1）IAEA の IRRS（総合規制評価サービス）を受け入れたことがある場合、いつ受け入れたか。また、これまでのレビューにおいて重大な問題と指摘され、かつ、長期間改善されていない点はないか。 .......... エラー! ブックマークが定義されていません。
（6-2）IRRS を受け入れたことがない場合、原子力発電所稼働以降定期的に IRRS を受け入れる意思があることを文書により確認したか。若しくは、原子力安全に係る制度の整備等に応じて INIR（統合原子力基盤レビュー）を受け入れる等、実質的にIAEA 安全基準（No.GSR Part1）を尊重しているか。 ..................................................... 18
3. 発電用原子炉施設の設置の場合における IAEA の実施する主要な評価サービスの受入れ

及び関連する許認可の取得に係る状況に関する調査項目（公的信用付与の対象に発電用原子炉施設の設置が含まれる場合） ............................................................................................. 19（1） 当該発電用原子炉施設の設置がその所在する国・地域にとって初めての発電用原子炉施設の導入である場合、当該国・地域は、IAEA の INIR（統合原子力基盤レビュー）を受け入れたか。受け入れていない場合、実質的に関連する IAEA 安全基準を尊重しているか。 ................................................................................................................................. 19（2）発電用原子炉施設の設置事業に公的信用を付与する場合、当該発電用原子炉施設の立地選定に当たり、SEED（立地評価・安全設計レビュー）を受け入れる等、IAEA の専門家の参加を得ているか。IAEA の専門家が参加していない場合、実質的に関連する IAEA 安全基準を尊重した立地選定がなされているか。 ..................................................... 19（3）当該発電用原子炉について IAEA の GRSR（包括的原子炉安全性レビュー）を受けているか。若しくは、先進国（我が国を含む。
）の規制当局による基本設計に係る型式承認等の取得実績又は先進国（我が国を含む。）における使用実績があるか。 ............... 20（4）相手国の発電用原子炉施設を設置する事業者が安全配慮等確認の時点において法令上取得しておくことが求められる発電用原子炉施設の設置に関する許認可（発電用原子炉施設に特有のものに限る。
）の取得を適切に行ったか。 ........................................... 20（5）相手国の発電用原子炉施設を運転する事業者が他の発電用原子炉施設を既に運転している場合、運転上の安全管理について IAEA の OSART（運転安全評価チーム）を受け入れたことがあるか。受け入れたことがない場合、実質的に関連する IAEA 安
全基準を尊重する運転が行われているか。 ................................................................................. 21
別添１

アメリカの原子力安全に関する基準 ....................................................................................... 22

別添２

アメリカの立地、設計・建設、運転に関する規則及び指針 ............................................... 26

別添３

アメリカの放射性廃棄物安全条約に関連する国内制度 ....................................................... 31

別添４2010 年 アメリカ IRRS ミッションでの勧告・提言内容 ..................................................... 41

別添５2014 年 アメリカ IRRS フォローアップミッションでの新規勧告・提言内容 ................. 44

別添６

SSR-1 立地評価要件とアメリカの国内規則の比較 ............................................................... 45

別添７

アメリカでの原子炉に関する許認可プロセス ....................................................................... 50

別添８

アメリカ国内の放射性廃棄物インベントリ ........................................................................... 54

1．相手国又は地域における原子力安全の確保、放射性廃棄物対策及び原子力事故時の対応に関する国際的取決めの遵守及び国内制度の整備に係る状況に関する調査項目（1）「原子力の安全に関する条約」（平成 8 年条約第 11 号）（以下「原子力安全条約」という。）について（1-1）原子力安全条約に加入している場合、いつ加入したか。また、これまで原子力安全条約第 25 条の規定に基づく検討会合の報告において重大な問題がある旨報告されていないか。
（加入年：1999 年 7 月 10 日 加入）（Ｙ（ない）／Ｎ）■ 加入・遵守状況 （平成 28 年度報告書 第 1 章 1. (1) 参照）
アメリカは、「原子力の安全に関する条約」（原子力安全条約 1996 年 10 月 24 日発効）に
1999 年 7 月 10 日に加入している。
3 年ごとの国別報告書の提出及び検討会合への参加義務（第 5 条）に関して、アメリカは、
第 2 回（2002 年）から第 9 回（2022 年）までのすべての国別報告書を提出し、第 2 回（2003年）から第 7 回（2017 年）までのすべての検討会合に参加している（第 8 回検討会合はパンデミックのため開催されていない）。最新のものとして、アメリカは 2022 年 8 月に第 9 回
国別報告書を提出し、2023 年 3 月 20 日～31 日の第 8 回及び第 9 回合同検討会合に参加する予定である。なお、2012 年の東電福島第一原発事故からの教訓を検討する第 2 回特別会
合及び 2015 年 2 月のスイス提案を検討する外交会議にも参加している。
国別報告書においては、前回の指摘事項への対応状況を記載しており、サマリーレポート
においても特段の問題事項は指摘されていない。
以上より、アメリカは本条約に加入し、検討会合の報告において重大な問題がある旨報告
されていないと判断される。

（1-2）原子力安全条約に加入していない場合、今後加入する意思があることの確認を求め、その意思を示した文書を受領したか。
（Ｙ／Ｎ）

アメリカは同条約の締約国であり、本項目は対象外である。

- 5 -（1-3） 原子力安全条約に定めるような関連制度が整備されているか。
ａ．原子力安全に関する規制当局が存在するか。
（Ｙ／Ｎ）
Ｙ

→

名

称：

（ United States Nuclear Regulatory Commission： US NRC ）発

足年：（ 1975 年 ）役割と権限：下記参照■ 規制当局の概要・変遷（NRC ホームページ History 参照）
アメリカの規制機関は、1946 年にアメリカ原子力委員会（United States Atomic Energy
Commission, US AEC）として設立された。これは 1946 年原子力法（Atomic Energy Act of 1946）に基づくものである。8 年後、議会は 1946 年原子力法を 1954 年原子力法で置き換え、そこで原子力の商用利用を可能とした。そして、1954 年原子力法では、AEC に原子力の利用を促進する機能と、その安全に関して規制する機能を割り当てた。AEC の規制プログラムは、産業の成長を阻害する過度の要件を課することなく、原子力の危険から公衆の健康と安全を確保しようという、達成の難しいものであった。1960 年代に AEC の規制は、放射線防護
基準、原子炉安全、立地、環境防護などのいくつかの重要分野で十分ではないという批判を受けた。それらの批判を受け、議会は 1974 年までに AEC を廃止することを決定した。原子力の支持者及び批判者は、AEC の原子力促進及び規制の機能を別の期間に割り当てるべきであるということに合意し、1974 年エネルギー再組織法によりアメリカ原子力規制委員会（United States Nuclear Regulatory Commission, US NRC）が設立され、1975 年 1 月 19 日に運用を開始した。

■ 役割と権限 （平成 28 年度報告書 第 1 章 2. (3)-1 参照）
NRC は民間部門の核物質や原子力施設に係る安全規制を担当し、放射線被害から公衆の健康・安全を保護することを責務とする。2016 年 11 月時点で 3 名（定員 5 名のうち 2 名が空席）からなる委員会をトップに 3,595 名（2016 年会計年度）の職員が勤務する。
NRC は 1974 年エネルギー再組織法により、人事や組織の運営に関して大統領や議会から一定のコントロールを受ける一方、規制権限の行使においては広範な独立性を保障されている。
委員は上院の承認を受けて大統領が指名する。政治的中立性を保つため、5 名の委員のう
ち同一政党の構成員は 3 名以内としなければならない。委員の在任期間は 5 年である。
委員はその在任期間中、他の事業又は職業に従事することができない。大統領は、委員を能力不足、職務懈怠、職務上の不正行為によってのみ解任することができる。
NRC は、各会計年度の終了後できるだけ速やかに、連邦議会への提出のため、前会計年度における委員会の活動に関する大統領への報告書を作成しなければならない。

- 6 -NRC の主な業務は以下のとおり。
・原子炉等の設計、建設、運転の許認可
・既設炉の安全性の検査、既設炉の運転認可期間更新
・核物質の保有、利用、処理、輸出入の許可及び監視・原子力安全に関する規則や基準の制定及び施行
NRC 内部の主な機関は以下のとおり。
・原子炉安全諮問委員会（ACRS）Advisory Committee on Reactor Safeguards
原子炉の許認可・安全規制に関して委員会の諮問に答申する。また、放射性物質
及び放射性廃棄物の許認可・安全規制に関して委員会の諮問に答申する。
・原子力安全・許認可委員会（ASLBP）Atomic Safety and Licensing Board Panel
委員会を代表して公聴会を開き、委員会が承認する他の規制機能を遂行する。公
聴会の実施を律する規則について委員会に適宜勧告する。
・運営総局長（EDO）Executive Director for Operations
NRC の政策や決定を執行する機関であり、規制の実務を担当する各規制部局を指揮する。
・各規制部局(a)新設原子炉局(Office of New Reactors)
新規に建設される商用原子炉に対して、原子炉設計安全の審査、立地許可、建設許可、運転許可を与える業務を担当する。
(b)原子炉規制局（Office of Nuclear Reactor Regulation)
商用原子炉の許可、規則の制定、検査や監視、大学等の研究用原子炉や実験炉の認可や検査を担当する。
(c)核物質安全・保障措置局(Office of Nuclear Material Safety and Safeguards)
核燃料の製造から使用済燃料の廃棄までの、核燃料サイクル施設の許可や監視を担当する。また、1982 年放射性廃棄物政策法に基づき、高レベル放射性廃棄物に関する規制業務も担当する。
(d)原子力規制研究局(Office of Nuclear Regulatory Research)
原子力規制に関する研究の企画、勧告、実施や核施設の安全性に関する問題の解決、他機関との研究の調整等を担当する。
(e)原子力安全事故対応局(Office of Nuclear Security and Incident Response)
原子力施設の安全性に関する全般的な政策策定や、事故への対応を担当する。
また、連邦政府の国土安全保障省やエネルギー省など関連する機関との連絡・調整を行う。
(f)執行局(Office of Enforcement)
NRC 要求事項の執行に対する方針とプログラムの開発、執行活動の管理等を担当する。
(g)調査局(Office of Investigations)- 7 -NRC 従業員や契約者以外によるすべての不正行為疑惑の調査を含めて、被許可者、申請者、それらの請負業者又は供給業者の調査の実施等を担当する。
(h)管理局(Office of Administration)
様々な契約方針や手続きの開発と履行、NRC オフィス、施設や設備の運転と保守管理等を担当する。
(i)地方局
全米に立地する原子炉の検査や執行等を所管する。
・Region I：フィラデルフィア
・Region II：アトランタ
・Region III：シカゴ
・Region IV：アーリントンｂ．原子力安全に関する規制法体系が存在するか。
（Ｙ／Ｎ）
Ｙ

→

原子力安全に係る法体系：（下記参照）（規制法体系の概要、政府レベルの協定等を記載）■ アメリカの原子力安全に関する法体系 （平成 28 年度報告書 第 1 章 2. (1)-1 、令和元年度報告書 3.2.1、令和 3 年度報告書 4.2.1 参照）
1)

法体系概要
アメリカの原子力発電所の原子力安全規制に関する法体系は、議会が定める制定法とアメリカ原子力規制委員会が定める規則がある。主な法律は 9 つあり、アメリカの原子力安全規制の基本法は、1954 年原子力法である。また、1974 年エネルギー再組織法が現在の原子力規制委員会の設置根拠となっている。
アメリカでは、原子力安全に関する基本的な法律、連邦規則、指針及び民間規格基準の形
で体系的に整備され、一般に公開されている。規則、指針、民間規格基準等は、安全性を強化するために常に新知見・教訓等を取り入れて改定されており、IAEA の安全基準と同様に、原子力発電炉を既に導入している､又は将来導入しようとしている国々の標準となってい
る。
2)

法体系図
アメリカの原子力安全に関する法体系は、法律（Act）、連邦規則（Code of Federal Regulation）、

指針に該当する標準審査指針（Standard Review Plan）及び Regulatory Guide (RG)、及び民間規格等から構成されている。アメリカの原子力法体系は、以下の形で整理される。

- 8 -

図 アメリカ-1 アメリカの原子力規制の法体系
3) 原子力安全に関する基準
NRC は、原子力安全規制に関連する法律を、核物質及び施設の民生利用を規制する基本的法律、放射性廃棄物について規制する法律、核不拡散を規制する法律、及び規制機関のプロセスを規制する法律の 4 つの分野に区分しており、それぞれの分野の具体的な法律として以下を挙げている。
核物質及び施設の民生利用を規制する基本的法律1954 年原子力法

1974 年エネルギー再組織法



再編計画

放射性廃棄物について規制する法律

1982 年放射性廃棄物政策法



低レベル放射性廃棄物政策改正法

1978 年ウラン製錬尾鉱放射線管理法

核不拡散を規制する法律

1978 年核不拡散法

規制機関のプロセスを規制する法律


行政手続法



国家環境政策法

それぞれの法律の詳細や、他に関連する法律・規則・指針等に関しては別添１参照。

- 9 -■ 政府レベルの協定等 （平成 28 年度報告書 第 1 章 2.(3)-4 参照）
アメリカの他国との業務提携の状況に関して、代表的なものを以下にあげる。
・Export and Import Licensing
NRC の輸出入規制は、10 CFR Part 110 の “Export and Import of Nuclear Equipment andMaterial.” に基づいており、放射線源の安全保障に係る行動規範を実施するため、他国と一緒に活動している。外国の規制機関との会合は、世界での規制方法の一貫性を保証するのに役立っている。
・Bilateral Cooperation and Assistance
アメリカは 67 か国（組織等を含む）との二国間原子力協力協定を締結している（2015 年）。
また、NRC は、他国、台湾及び欧州原子力共同体を含めて 45 か国（組織等を含む）との情報共有協定を結んでいる。
・Multilateral Organizations
NRC は、世界的組織での様々なプログラムと委員会活動で活動的な役割を担っており、
安全研究、放射防護、リスク評価等に関連した問題について、IAEA、OECD/NEA 及び他の多国間組織と一緒に取り組んでいる。
・International Cooperative Research
NRC が参加している国際共同調査プログラムでの最近の活動では、経年化プラントの管理、火災リスク及び原子炉容器の加圧熱衝撃に焦点が当てられた。また、NRC は放射性物
質の安全性と放射性廃棄物の管理の改善の国際貢献にも参加している。NRC は、約 100 の多国間協定により 30 カ国及び台湾と一緒に共同調査プログラムに参加しており、これは、海外試験施設へのアメリカのアクセスを容易にし、NRC の知識ベースを広げ、NRC の資源の最良活用に貢献するものである。

ｃ．原子炉の立地、設計・建設、運転に関する規制基準
（Ｙ／Ｎ）
Ｙ

→

原子力安全に係る基準：（下記参照）（基準の概要）■ アメリカにおける原子炉の立地、設計・建設、運転に関する規制基準 （原子力安全条
約 第 9 回 国別報告書 17.2, 18.1, 19.1 参照）
立地、設計・建設、運転に関する主な規則及び指針等の番号・名称とその概要については
別添２に示す。そこに示す通り、立地、設計・建設、運転に関する規則及び指針が一通り策定されている。

- 10 -

（2）「使用済燃料及び放射性廃棄物の管理の安全に関する条約」（平成 15 年条約第 5 号）
（以下「放射性廃棄物安全条約」という。）について（2-1）放射性廃棄物安全条約に加入している場合、いつ加入したか。関連する国内制度を整備しているか（加入年：

2003 年 7 月 14 日

）

（Ｙ／Ｎ）
■

放射性廃棄物安全条約についての加入・遵守状況（平成 28 年度報告書 第 1 章 1.

(2) 参照）
アメリカは、｢使用済燃料及び放射性廃棄物の管理の安全に関する条約｣（放射性廃棄物安全条約）に 2003 年 7 月 14 日に加入している。
放射性廃棄物安全条約では、3 年ごとの国別報告書の提出と検討会合への参加が義務付けられている。アメリカは、第 1 回（2003 年）から第 7 回（2022 年）のすべての国別報告書を提出し、検討会合に参加している。最新のものとして、アメリカは第 7 回国別報告書を2020 年 10 月に提出し、第 7 回検討会合にも参加している。検討会合での指摘事項にも着実に対応しており、放射性廃棄物等安全条約の義務的条項を着実に履行している。

■

関連する国内制度（令和 4 年度報告書 6.5.1 参照）

アメリカにおいては、別添３に示す通り、同条約に関連する国内制度が整備されている。

（2-2）放射性廃棄物安全条約に加入していない場合、実質的に同条約の内容を履行して
いるか。
（Ｙ／Ｎ）
※複数の外部専門家による見解（規制法体系、放射性廃棄物の処理基準、運用状況等）を得る。

アメリカは同条約の締約国であり、本項目は対象外である。

- 11 -

（3）「廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約」（昭和 55 年条約第 35号）（以下「海洋汚染防止条約」という。）について（3-1）海洋汚染防止条約に加入している場合、いつ加入したか。関連する国内制度を整備しているか。
（加入年：

1975 年 8 月 30 日

）

（Ｙ／Ｎ）
■ 海洋汚染防止条約の履行状況（EPA ホームページ Ocean Dumping: International
Treaties 及び令和 3 年度報告書 4.1.3 参照）
アメリカは、廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約（海洋汚染防止条約、ロンドン条約）を 1974 年 4 月 29 日に批准しており、発効（1975 年 8 月 30 日）した
当初からの締結国である。一方、ロンドン議定書（London Protocol）に関しては、1998 年に署名はしているが、条約の批准はしていない。2007 年 9 月 4 日、アメリカ大統領はロンド
ン議定書を上院に提出し、助言と同意を求めている。なお、ロンドン条約及びロンドン議定書に関しては環境保護庁（US Environmental Protection Agency, EPA）が担当している。
アメリカはまだロンドン議定書を批准していないが、関連する連邦法に関して、実際には、
ロンドン議定書の規定と合致するように管理しているとしている。アメリカは 1988 年に産業廃棄物の海洋投棄を禁止しており(1992 年から段階的に廃止)、経済成長や生活水準を犠牲にすることなくそのような目標を達成できることを他の国々に示したとしている。
また、アメリカは、ロンドン条約及びロンドン議定書の年次締約国協議会に積極的に参加しており、その積極的な関与は、共通の懸念を解決するための生産的な協力というアメリカの精神を他国に示しているとしている。
国内法として、海洋汚染防止条約を国内で履行するために海洋・保護・研究・聖域法（MPRSA、「海洋投棄法」とも呼称される）が制定されている。MPRSA 第 1412 条では、環境保護庁（EPA）長官が、許可が発給されない一定の例外を除き、海洋投棄のための許可を発給できることを規定している。ここで、許可が発給されない例外として、放射性物質、化学物質、生物兵器、高レベル放射性廃棄物、及び医療廃棄物の投棄が規定されている。このため、アメリカでは、放射性物質や高レベル放射性廃棄物を海洋投棄するための許可は発給されず、これらの海洋投棄は禁じられている。
アメリカでは MPRSA に基づき、EPA、アメリカ陸軍工兵隊（USACE）、アメリカ海洋大気庁（NOAA）、アメリカ沿岸警備隊（USCG）の 4 機関が海洋投棄の規制に関する責任を負っている。EPA は、海洋投棄のための許可発給を EPA 長官が行うとともに 99）、浚渫土以外の全物質に関する権限を有する。浚渫土については EPA と USACE が分担して規制を所掌する。NOAA は商務長官の管轄となっている海洋投棄活動に関するモニタリングや研究、汚染により発生しうる長期的な影響等に関する研究の実施について担当することとなっている。USCG は海洋投棄活動の監視を行っている。

- 12 -

（3-2）海洋汚染防止条約に加入していない場合、実質的に同条約の内容を履行しているか。
（Ｙ／Ｎ）※複数の外部専門家による見解（規制法体系、放射性廃棄物の処理基準、運用状況等）を得る。

アメリカは同条約の締約国であり、本項目は対象外である。

（4）原子力損害賠償制度について
施設の運転者に原則として賠償責任を負わせるとともに、所要の資金的担保を運転者に義務付ける原子力損害賠償制度が存在する、若しくは、個別契約により同等の内容が担保されているか。
（Ｙ／Ｎ）※具体的制度の概要（条約、国内法での担保等の記載）、若しくは個別契約の内容を添付。

■ 原子力賠償制度に関する条約・国内法（平成 28 年度報告書 第 1 章 2. (2)、令和元年
度報告書 3.2.2 参照）
アメリカは国際条約では、原子力損害の補完的な補償に関する条約（CSC）の締結国である。
アメリカの原子力損害賠償制度は、原子力黎明期のアメリカにおいて原子力の平和利用を進める際に、巨額の賠償負担は民間企業には負いきれないと判断した民間側の強い要請により 1957 年に世界で初めて制度化された。原子力損害賠償に関する国際条約は、無過失責
任や責任集中を規定しているが、アメリカはそれらを直接的に連邦法で規定していないた
め、条約への加入は難しく、パリ条約やウィーン条約には加入できなかった。一方、「原子力損害の補完的補償に関する条約」（CSC）には、一定の条件を満たす制度を有していれば無過失責任や責任集中の規定に適合するものとみなす規定があり、アメリカは 2008 年 5 月
21 日に CSC を批准し、2015 年 4 月 15 日に発効されている。
アメリカのプライス・アンダーソン法（PA 法）は、1954 年原子力法の修正法として 1957年に成立した。PA 法は、原子力損害賠償制度の基本的な原則である無過失責任、責任集中、損害賠償措置等と同様な仕組みを備えている。もともとアメリカでは、連邦と州の権限分配の原則に従い、一般の不法行為責任は州法により規定されている。そのため、無過失責任や責任集中の仕組みを直接的に連邦法で規定することができない。そこで、NRC は原子力事業者と締結する補償契約において、事業者の抗弁権の放棄（第 170 条 n 項(1)）、経済的な責
任の集中、損害賠償措置の処置及び賠償責任の免除の放棄、を盛り込むことによって、実質的に無過失責任、責任集中（第 11 条 w 項、第 170 条 a 項、第 170 条 n 項(2)）及び賠償措置を確保して、他国の原賠制度と同様の仕組みを作っている。PA 法は 1966 年に改正されているが、その際に異常原子力事故（Extraordinary Nuclear Occurrence, ENO）という概念が加えられた。その定義は「敷地外への相当な放射線の放出をもたらし、重大な人身傷害又は物的損害をもたらす可能性の高い事象」とされ、その ENO に関しては（第 11 条 j 項）、NRC 及- 13 -

び DOE は、州法の不法行為責任に係る被告の抗弁権の放棄を補償契約に盛り込むことにより、実質的な無過失責任を法律上において確保し、被害者保護が図られている。
対象は、労働者の補償請求、戦争による損失、原子力事故サイトのライセンス保有者の財産の損失を除く、原子力事故により生じる又は由来する法的責任及び予防的避難費用である。原子力事故は、核燃料輸送、核燃料保管、放射性廃棄物、原子炉運転、放射性物質の放出、原子炉からの放射性物質を浴びた廃棄物において発生するあらゆる事象が含まれている。損害賠償は、対人事故、疾病、結果としての死亡、財産毀損、損失、合理的な避難費用を対象としている。
PA 法の賠償措置は、責任保険（NELP、一次損害賠償措置）と事業者間相互扶助制度（二次損害賠償措置）から構成されている。原子力事故による損害は、NELP により填補され（一次損害賠償措置）、損害が NELP の賠償限度額を超過すると、相互扶助制度によって各事業者から事後徴収される資金（SFP）によって超過分が填補される（二次損害賠償措置）。
過失については、PA 法に定めのある異常原子力事故の場合を除き、各州の不法行為法に従って判断されるが、原子力事業者には厳格な責任が求められることが一般的であるため、無過失責任と実質的に差異はないと考えられている。
原子力事故の損害額が、PA 法の責任制限額を超えると裁判所において判断される場合は、大統領が損害額の推定及びその賠償履行基金の創設等の補償計画を 90 日以内に連邦議会に提出し、これに基づき連邦議会が迅速かつ十分な補償をなすために必要な措置をとることが要求されている。
各事業者の負担限度は、
NELP の保険料と SFP の責任範囲となる。NELP の平均保険料は、
NRC の規定及び 2017 年 1 月の 10 CFR Part 40 の改定により、4 億 5000 万ドルと決められており、アメリカ原子力保険プール(ANI)が原子力損害賠償責任保険を引き受けている。SFPの責任範囲は、原子炉 1 基当たり最大 1 億 2125 万 5000 ドルとなっている。SFP の負担は原子力事故が発生しない限り生じない。
日本とアメリカの原子力賠償制度の比較を表 アメリカ-1 に示す。

- 14 -

表 アメリカ-1 日本とアメリカの原子力賠償制度の比較
日本
アメリカ
プライス・アンダーソン法（PriceAnderson Nuclear Industries Indemnity
Act, section 170 of the Atomic Energy
Act of 1954）

根拠法

原子力損害の賠償に関する法律
原子力損害賠償補償契約に関する法律

損害対象

原子力損害を包括的に定義し、核燃料物 ・NRC が認めた、あらゆる発生した原子力による損害
質の放射線の作用や毒性的作用と損害との因果関係の相当性により損害の範
囲を判断

事業者責任

無限

有限

無過失責任
責任集中

○
○

○
○

賠償措置額

1200 億円

3 億 SDR（2022.09.16 現在約 555 億円）

損害賠償

・事業者が基本的には賠償措置額を超え ・第一次損害賠償措置としての民間責任保険（上限 4.5 億ドル）と、ても負担
第二次損害賠償措置としての原・賠償措置額までは原子力損害賠償責任
子力事業者の相互扶助制度（上限保険及び同補償契約で確保
約 126 億ドル、1 原子炉・1 原子力事故当たり 1 億 2125 万 5000 ドル）により構成されている。

政府補償

・損害額が賠償措置額超過時は必要と認 ・責任限度を大きく超える損害に対める場合に援助
しては、大統領が議会に保証計画を提出し、議会が必要な行動をとることになっている

免責事項

・社会的動乱・異常に巨大な天災･地変

・戦争行為のみ

裁判管轄権

事故発生国への裁判管轄権の設定

事故発生国への裁判管轄権の設定

・ジョイントプロトコルに加入
・CSC に加入（出典：文部科学省 原子力損害賠償制度 https://www.mext.go.jp/a_menu/genshi_baisho/､「あな た に 知 っ て も ら い た い 原 賠 制 度 2013 年 度 版 」 日 本 原 子 力 産 業 協 会
https://www.jaif.or.jp/publication/compensation-law/ 、10 CFR 140）
国際条約

・CSC に加入- 15 -

（5）「原子力事故の早期通報に関する条約」（昭和 62 年条約第 9 号）及び「原子力事故又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約」（昭和 62 年条約第 10 号）について（5-1）原子力事故の早期通報に関する条約及び原子力事故又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約に加入している、若しくは、国際的な事故情報等通報シス
テムに参加する等、実質的にその内容を履行しているか。
（Ｙ／Ｎ）※いずれかの条約に加入していない場合には、複数の外部専門家による見解を得る。

■ 条約・国際緊急時対応演習など（平成 28 年度報告書 第 1 章 1. (4), (5)、及び放射性廃棄物安全条約 第 7 回 国別報告書 F.5 参照）
アメリカは原子力事故の早期通報に関する条約及び原子力事故又は放射線緊急事態の場
合における援助に関する条約に 1988 年 10 月 20 日に加入している。また、IAEA が実施している緊急時対応援助ネットワーク（RANET）や国際緊急時対応演習（ConvEX-3）にも参加している。
表 アメリカ-2 ConvEx-3 の実施状況
実施日
ホスト国
災害想定施設等[施設]グラブリーヌ原子力発電所[炉型] PWR
第1回
2001.05.22～05.23 フランス
[事象]一次配管小リーク発生後、SG 給水喪失、高圧注水喪失により全面緊急事態へ発展[施設]チェルナボーダ原子力発電所[炉型] CANDU-6
第2回
2005.05.11～05.12 ルーマニア[事象]圧力管閉止プラグ破損により全面緊急事態
へ発展[施設]ラグナベルデ原子力発電所[炉型] BWR-5
第3回
2008.07.09～07.10 メキシコ
[事象]ポンプ建屋火災と不具合が重なり全面緊急事態へ発展[施設]タンジール港及びマラケシュ市内[事象]テロリストによる複数箇所での放射能汚染
第4回
2013.11.20～11.21 モロッコ
爆弾（爆薬で放射性物質を飛散させ周囲を放射能で汚染する爆弾）爆発に対する核セキュリティ[施設]パクシュ原子力発電所[炉型] VVER-440,1200
第5回
2017.06.20～06.21 ハンガリー[事象]冷却材喪失事故による過酷事故が発生し、国境を越えた放射性物質の大規模放出に発展[施設]バラカ原子力発電所[炉型]APR-1400
第6回
2021.10.26～10.27 UAE[事象]緊急事態が発生し、放射性物質が大気中に大量に放出（出典：第 1 回：NEA/CRPPH/INEX(2005)10 Working Party on Nuclear Emergency Matters INEX
2000 EXERCISE EVALUATION REPORT、第 2 回：Exercise Report ConvEx-3 (2005) International- 16 -

Emergency Response Exercise, 2005、第 3 回：ConvEx-3 (2008) International Emergency Response
Exercise Laguna Verde, Mexico 9 to 11 July 2008、第 4 回：Exercise Report ConvEx-3 (2013)
International Emergency Response Exercise BAB AL MAGHRIB Morocco 20–21 November 2013、
第 5 回：EPR INSIGHTS Updates on Emergency Preparedness and Response, Edition 4 – September
2017, IAEA IEC を基に作成。）第 6 回：Major IAEA International Nuclear Emergency Exercise
Concludes after 36 hours、https://www.iaea.org/newscenter/pressreleases/major-iaea-internationalnuclear-emergency-exercise-concludes-after-36-hours, Noutati si evenimente»Arhiva comunicate
2021, http://www.cncan.ro/noutati-si-evenimente/arhiva-comunicate-2021/
アメリカでは、国家対応フレームワーク(NRF）があらゆる種類の災害や緊急事態に対応するための指針である。この枠組みは、深刻ではあるが局地的な事象から、大規模なテロ攻撃や壊滅的な自然災害まで、様々な事象を管理するための特定の権限とベストプラクティ
スを記述している。原子力事故への協調的緊急対応時におけるすべての連邦機関の役割が、NRF の原子力/放射線事故付属文書（NRIA）に記載されている。
なお、NRF は 1988 年の「スタフォード災害救助・緊急事態支援法」に基づくものである。

（6）IAEA の IRRS（総合規制評価サービス）の受入れ状況について（6-1）IAEA の IRRS（総合規制評価サービス）を受け入れたことがある場合、いつ受け入れたか。また、これまでのレビューにおいて重大な問題と指摘され、かつ、長期間改善されていない点はないか。
過去の受入れ実績／今後の予定：（詳細は下記の通り）（Ｙ（ない）/Ｎ）※複数の外部専門家による見解を得る。

■ 受入状況及び評価（平成 28 年度報告書 第 1 章 3. (1) 及び Integrated Regulatory
Review Service (IRRS) Report to the United States of America 参照）
NRC は 2010 年 10 月に IRRS を受入れ、2014 年 2 月にはそのフォローアップミッションも主催した。2010 年の IRRS では 2 件の勧告、20 件の提言、そして 25 件の良好事例が挙げられた。2014 年のフォローアップでは、勧告のうち 1 件、提言のうち 19 件が解決とされたが、新たに提言が 1 件挙げられ、別に良好事例が 1 件挙げられた。
表 アメリカ-3 アメリカにおける IRRS ミッションの結果
種別
対象
日程
指摘事項数
勧告
提言
NRC
2010.10
2
20
ミッション
NRC
2014.2
0
1
フォローアップ良好事例
25
1・2010 年 IRRS ミッション及びそのフォローアップミッションの概要
2010 年 10 月に IAEA の IRRS ミッションがあり、2014 年 2 月にフォローアップミッションが実施された。ミッションでは商業用原子力発電所の安全に焦点があてられ、廃止措置に関する提言がなされた。2010 年 IRRS ミッションの勧告・提言内容を別添４に、2014 年フ- 17 -

ォローアップミッションの勧告・提言内容を別添５に示す。具体的には、NRC は運転から廃止措置への秩序ある移行を容易にするために、規則と対応する指針を統合化することを検討すべきとされた。また、予備的レポート提出の前に、NRC は既存のプロセスをレビューし始めた。NRC に廃止措置作業グループが作られ、施設移行に関する問題を討議した。
さらに、NRC は原子力発電所の運転から廃止までの移行プロセスを明確化し、迅速化する
規則決定を特定した。NRC と NEI は協力して廃止への移行のプロセスの評価を開始し、廃止措置の戦略的評価を先導している。既存の移行プロセスのレビューによって、既に炉停止
施設での重要な施設文書の変更とスタッフ配置の要件の適切な手続きが明確化された。以
上の調査結果を踏まえ、これまでのレビューにおいて重大な問題と指摘され、かつ、長期間改善されていない点はないことが複数の外部専門家により確認された。

（6-2）IRRS を受け入れたことがない場合、原子力発電所稼働以降定期的に IRRS を受け入れる意思があることを文書により確認したか。若しくは、原子力安全に係る制度の整備等に応じて INIR（統合原子力基盤レビュー）を受け入れる等、実質的に IAEA
安全基準（No.GSR Part1）を尊重しているか。
（Ｙ／Ｎ）※実質的に IAEA 安全基準を尊重しているかについては複数の外部専門家による見解を得る。

アメリカは IRRS を受け入れており、本項目は対象外である。

- 18 -

3. 発電用原子炉施設の設置の場合における IAEA の実施する主要な評価サービ
スの受入れ及び関連する許認可の取得に係る状況に関する調査項目（公的信用付与の対象に発電用原子炉施設の設置が含まれる場合）（1） 当該発電用原子炉施設の設置がその所在する国・地域にとって初めての発電用原子炉施設の導入である場合、当該国・地域は、IAEA の INIR（統合原子力基盤レビュー）を受け入れたか。受け入れていない場合、実質的に関連する IAEA 安全基準を尊重し
ているか。
（Ｙ／Ｎ）
※実質的に IAEA 安全基準を尊重しているかについては複数の外部専門家による見解を得る。

■ 受入状況及び評価（平成 28 年度報告書 第 1 章 3. (2) 参照）
本項目は「発電用原子炉施設の設置がその所在する国・地域にとって初めての発電用原子炉施設の導入である場合」に評価することとされている。アメリカはすでに運転中の原子力発電所を有していることから、本項目は対象外である。

（2）発電用原子炉施設の設置事業に公的信用を付与する場合、当該発電用原子炉施設の立地選定に当たり、SEED（立地評価・安全設計レビュー）を受け入れる等、IAEA の専門家の参加を得ているか。IAEA の専門家が参加していない場合、実質的に関連する
IAEA 安全基準を尊重した立地選定がなされているか。
（Ｙ／Ｎ）※実質的に IAEA 安全基準を尊重しているかについては複数の外部専門家による見解を得る。

■ 受入状況及び評価（令和 4 年度報告書 6.5.2 参照）
SEED は、サイト選定段階でのレビューサービスで、主に新規導入を計画している国が受け入れている、比較的新しいサービスである（2014 年開始）。アメリカはそれ以前から稼働している原子炉が多く、これまで SEED の受け入れ要請は行っていない。一方、アメリカは10 CFR 100 Reactor Site criteria, SRP 2 Site Characteristics and Site Parameter 及 び RG-4
Environmental and Siting などを用いて立地評価を行っている。
また、IAEA 安全基準への準拠の確認のため、IAEA 安全基準シリーズ SSR-1「原子炉等施設の安全要件」とアメリカの国内法との対応を別添６に示す。アメリカ国内法には、IAEA
安全基準に要件レベルで対応しており、実質的に関連する IAEA 安全基準を尊重した立地
選定がなされていることが複数の外部専門家により確認された。

- 19 -

（3）当該発電用原子炉について IAEA の GRSR（包括的原子炉安全性レビュー）を受けているか。若しくは、先進国（我が国を含む。）の規制当局による基本設計に係る型式承認等の取得実績又は先進国（我が国を含む。）における使用実績があるか。
（Ｙ／Ｎ）■ 受入状況及び評価（令和 4 年度報告書 6.5.3 参照）
GRSR は、原子炉型についてのレビューサービスであり、当事者は原子炉メーカーである。
2023 年 1 月現在までに GRSR を受けたアメリカの炉型としては、ウェスティングハウス社の AP1000 が 2009 年 1 月に受入れたのが唯一となる。
AP1000 に関しては、現在ボーグル 3・4 号機が建設中であり、ターキーポイント 6・7 号
機、Levy 1・2 号機、Virgil C Summer 2・3 号機、William State Lee III 1・2 号機には NRC からの一括ライセンスが付与された。ただし、Virgil C Summer 2・3 号機は建設計画を破棄し、一括ライセンスも停止された。他、Bellefonte 3・4 号機は申請途中で一括ライセンス取得を取り下げており、他に一括ライセンスの申請をしているのは Shearon Harris 2・3 号機である。
これら AP1000 を用いる予定の炉に関しては、GRSR を受けたものが使われると言える。
また、アメリカの標準設計認証が得られた炉形としては、GE 社の ABWR、韓国電力公社
及び韓国水力原子力会社の APR1400、ウェスティングハウス者の System 80＋、AP600、AP1000、GE-日立社の ESBWR があり、これらの炉形を使用する場合は、先進国の規制当局による型式承認の取得実績があると言える。

（4）相手国の発電用原子炉施設を設置する事業者が安全配慮等確認の時点において法令上取得しておくことが求められる発電用原子炉施設の設置に関する許認可（発電用原子炉施設に特有のものに限る。）の取得を適切に行ったか。
（Ｙ／Ｎ）■

受入状況及び評価
許認可申請前の状況であるため、現時点では許認可の取得を行ったとはいえない。
参考までにアメリカでの原子炉に関する許認可プロセスの概要を別添７に示す。

- 20 -

（5）相手国の発電用原子炉施設を運転する事業者が他の発電用原子炉施設を既に運転している場合、運転上の安全管理について IAEA の OSART（運転安全評価チーム）を受け入れたことがあるか。受け入れたことがない場合、実質的に関連する IAEA 安全基準を尊重する運転が行われているか。
（Ｙ／Ｎ）※実質的に IAEA 安全基準を尊重しているかについては複数の外部専門家による見解を得る。

■ 受入状況及び評価（令和 4 年度報告書 6.4 参照）
OSART は、原子力発電所の運転の安全を向上させるためのレビューサービスである。アメリカは、1987 年から 2017 年まで、下記表 アメリカ-4 に示すとおり 9 回の OSART サー
ビスを受入れている。受入れた事業者は、Exelon 社と Entergy 社が 2 回ずつ、他の 5 回はそれぞれ別の事業者が受けている。
最近では、クリントン発電所で 2014 年 8 月に、フォローアップを 2015 年 10 月に受け入れ、また、Sequoyah 発電所で 2017 年 8 月にミッション受け入れ、6 件の勧告、13 件の指摘事項、2 件の良好事例が挙げられた。フォローアップは 2019 年の 4 月にあり、全ての勧告、指摘事項が解決したとされた。
いずれにおいても、OSART ミッションによって指摘された勧告・指摘事項は解決されており、IAEA が要求する運転上の安全管理について、該当の事業者 7 社については問題無いと言える。また、アメリカ国内の 7 社で十分な運転上の安全管理が実現されている事は、ア
メリカの運転上の安全管理に関する規制が十分なものであることの傍証であるとも言える。
表 アメリカ-4 アメリカでの OSART ミッションまとめ
事業者
実施年
フォローアップ
実施年
Calvert Cliffs
Exelon1987
Byron
Constellation Energy
1989Grand Gulf
Entergy
1992
1994
North Anna
Dominion Energy
1999
2002
Brunswick
Progress Energy
2005
2006
Arkansas Nuclear One
Entergy
2008
2010
Seabrook
NextEra Energy Resources
2011
2013
ClintonExelon2014
2015
Sequoyah
TVA
2017
2019
Wolf
Creek
NuclearOperating（予定）Wolf Creek
2023 予定－
Corporation
Wolf Creek で 2020 年に行われる予定だった OSART ミッションは、パンデミックのため 2023
年に延期されている。
https://www.nrc.gov/docs/ML0917/ML091730097.pdf
サイト- 21 -

別添１

アメリカの原子力安全に関する基準(1) 法律 Acts
1. Atomic Energy Act of 1946 P.L.79-585 (1946 年原子力法)
原子力委員会（AEC）を設立し、軍から核開発の権限を移転することにより原子力開発への民間企業の参入促進をめざす目的で、1946 年にアメリカにおける核物質の民生利用及び軍事利用の基本法として「1946 年原子力法（P.L.79-585）」が制定された。なお、1946 年原
子力法は改正されて下記の 2. 1954 年原子力法となっており、現在原子力法と言えば一般に
下記の 1954 年原子力法を指す。
2. Atomic Energy Act of 1954 P.L.83-703 (1954 年原子力法)
その後 1954 年に、原子力発電所の経済的な価値を認め、促進する大統領の政策（原子力の平和利用）を反映し、民間原子力発電の奨励策として、原子力損害賠償について定めたプ
ライス・アンダーソン法（原子力法第 170 条）等の規定が盛り込まれた「1954 年原子力法（P.L. 83-703）」が制定された。
プライス・アンダーソン法は、原子力事故による被害者救済のための損害賠償措置の確保と合せ、事故の賠償責任を一定額に制限し、原子力産業保護を目指すものであり、原子力災害に対し、5 億 6000 万ドル（2000 億円強（当時））を上限として補償し、内 6000 万ドルを民間の保険で、残りを連邦政府が補償する内容であった。
「1954 年原子力法（P.L. 83-703）」は、下記の 3 篇で構成されている。
・TITLE I – ATOMIC ENERGY（1～21 章）
・TITLE II – UNITED STATES ENRICHMENT CORPORATION（22～28 章）
・TITLE III – RESCISSIONS AND OFFSETS（1 章）
3. Act of Oct. 13, 1966, P.L.89-645 (1954 年原子力法を改正する法律)
プライス・アンダーソン法は、第三者損害賠償責任について保険会社と原子力業界に対する国家補償による金銭的な支援を定めていた。しかし、原子力事故に起因する第三者損害賠償責任については、不法行為法が州法の管轄であり、州ごとのコモンローが適用されることになっていたため、事故を起こした会社が無過失責任を負うのかどうか、全国で明確に統一されてはいなかった。そこで、公衆保護の側面を強化し、プライス・アンダーソン法を改正、異常原子力事故を起こした側に無過失責任を課することを明確化した。なお、本法は上記
1954 年原子力法を改正するためのものであり、歴史的経緯説明のためにここに記載したが、実際に適用される法律として本法が用いられる事はない。
4. Energy Reorganization Act of 1974 P.L.93-438 (1974 年エネルギー再組織法)
原子力委員会（AEC）が廃止され、原子力規制委員会（NRC）が連邦政府の独立機関として設置された。当該法律は、NRC の任務と組織等を規定し、民生用原子力の安全規制は NRCが担うことになった。また、原子力の利用推進等はエネルギー研究開発局（ERDA、1977 年
DOE に改組）が担うことになった。さらに、NRC の委員の任命に連邦議会上院の助言と承認が必要であること、NRC の活動に関して年次報告書を連邦議会に提出することを定めて- 22 -いる。
5. Nuclear Non-Proliferation Act of 1978 P.L.95-242 (1978 年核不拡散法)
原子力法を改正し、NRC がアメリカの核輸出を統制する基準を策定。アメリカからの原子力関連資材・技術の輸出に際し、核不拡散措置の強化、核不拡散政策を遵守する国への核燃料の安定供給を図ることが規定されている。
6. Uranium Mill Tailings Radiation Control Act P.L.95-604 (1978 年ウラン製錬尾鉱放射線管理法)
NRC の放射性廃棄物の規制等の業務は、当該法律、1982 年放射性廃棄物政策法及び 1985
年低レベル放射性廃棄物政策改正法で規定されている。当該法律は、放射線による公衆への健康被害を最小限にするため低レベル放射性廃棄物への対応、及び環境に配慮した安全な方法でのウラン製錬尾鉱の処分・長期安定化・管理を規定している。
7. Nuclear Waste Policy Act of 1982 P.L.97-425 (1982 年放射性廃棄物政策法)
ネバダ州ユッカマウンテンへの高レベル放射性廃棄物処理場設置を規定している。
8. Low-Level Radioactive Waste Policy Amendments Act of 1985 P.L.99-240 (低レベル放射性廃棄物政策改正法)州内で発生する低レベル放射性廃棄物の廃棄権限を州に付与することを規定している。
9. Energy Policy Act of 1992 P.L.102-486 (1992 年エネルギー政策法)
電力市場の自由化及び原子炉許認可手続きの見直しが整備された。当該法律により、原子炉設計基準が標準化され、建設許可と運転許可の 2 段階手続きが建設運転許可（COL）の 1
段階に変更、建設前に発給することができることとなった。
10. Energy Policy Act of 2005 P.L.109-58 (EPAC 2005) (2005 年エネルギー政策法)
巨額の建設コストを要するため投資を得にくい原子力発電所新設を促進するため、連邦による融資保証、税額控除、許認可手続きの遅延に伴う損失の補てんを規定。2025 年までのプライス・アンダーソン法の拡大・延長（現在は各事故で 125 億ドルまでが賠償される）、
100 MW までの発電力を有する認可された原子炉について最大 3 億ドルを上限とする損害賠償保険に加入でき、事故は保険で補償される。遡及的保険料として全国の加入原子炉から
1 億 1190 万ドルずつ、合計 119 億ドル（サーチャージを含み 125 億ドル）を徴収。
11. Energy Independence and Security Act of 2007 P.L.110-140 (2007 年エネルギー自給・安全保障法)
原子力損害の補完的な補償に関する条約(CSC)の実施法を制定。CSC は、プライス・アン
ダーソン法と競合しない。

- 23 -

(2) 規則 Regulations
連邦規則 Code of Federal Regulations (10 CFR 0～199)
・10 CFR Part 2 (許認可手続き)
・10 CFR Part 20 (放射線防護基準)
・10 CFR Part 21 (欠陥と不適合の報告)
・10 CFR Part 26 (職務適性要件)
・10 CFR Part 40 (原料物質取扱認可)
・10 CFR Part 50 (生産利用施設の許認可)
・10 CFR Part 52 (早期サイト許可・標準設計認証・一括許認可)
・10 CFR Part 54 (運転認可更新)
・10 CFR Part 70 (特殊核物質所有認可)
・10 CFR Part 76 (ガス拡散濃縮施設運転認可)
・10 CFR Part 100 (立地基準)(3) 指針等 Guides
・Standard Review Plan（標準審査指針）
標準審査指針（SRP）は、原子炉規制局の審査員が原子力発電所の建設又は運転申請の安全審査を実施する際の手引書として整備されたものである。SRP の主たる目的は、審査員の審査の品質と一様性を保証すること、及び審査の範囲と要件の変更案を評価するときの明確に定義された根拠を示すことである。また、規制事項について幅広く情報を利用できるよ
うにすること、及び関心ある公衆の参加者と原子力発電産業によるコミュニケーションと審査員の審査プロセスの理解を改善することも SRP の目的である。
- 第 1 章 序論及び共通事項- 第 2 章 サイトの特性- 第 3 章 構造物、機器、設備及び系統の設計- 第 4 章 原子炉- 第 5 章 原子炉冷却系及び接続系- 第 6 章 工学的安全施設- 第 7 章 計装制御
- 第 8 章 電源
- 第 9 章 補助系- 第 10 章 蒸気及び出力変換系- 第 11 章 放射性廃棄物管理- 第 12 章 放射線防護- 第 13 章 運転管理
- 第 14 章 初期検査計画及び試験、検査、解析、許容基準（Inspections，Tests，Analyses andAcceptance Criteria：ITAAC）-設計認証- 第 15 章 過渡及び事故解析- 第 16 章 技術仕様
- 24 -

- 第 17 章 品質保証
- 第 18 章 人間工学
- 第 19 章 シビアアクシデント
・Regulatory Guide（規制指針）
規制指針は、NRC の規則の特定の箇所、特定の問題又は仮想事故を評価する際に NRC 審査員が用いる技術、及び許認可申請の審査の際に審査員が必要とするデータを履行することに関する被許認可者及び申請者へのガイダンスを示したものである。規制指針は以下の10 に分類されている：- Div. 1： 発電用原子炉- Div. 2： 研究及び試験炉- Div. 3： 燃料/核物質施設- Div. 4： 環境、立地- Div. 5： 物質・施設の防護- Div. 6： 製品- Div. 7： 輸送- Div. 8： 従業員健康管理- Div. 9： 反トラスト・金融審査- Div. 10：全般- 25 -

別添２

アメリカの立地、設計・建設、運転に関する規則及び指針

番号規則・指針等名称
立地
10 CFR Part 原子炉立地基準
100

特記事項
現在ほぼ全ての原子炉に適用されるのは、サブパート B, 1997 年 1 月 10 日以降の静止型発電炉の立地に適用される評価要素。特に関係が深いのは以下の条項。
100.20： 立地評価時に考慮すべき要素、
100.21： 耐震以外の立地基準、
100.23： 地質及び耐震に関する立地基準。

RG
4.7, 原子力発電所の一般的 NRC 職員が、特定の許認可ケースで、候補とRevision 2
な立地適合基準なる立地の評価をする際に役立つと判断した、安全性と環境の基準の一般的な組み合わせを示している。
NUREG-0800

原子力発電所の安全解 申請者の安全解析報告書の立地安全に関する
析報告書の審査に関す 内容をレビューする際の指針。
る標準レビュー計画：
軽水炉編

DG-4029

早期立地許可申請にお 特定の原子炉技術が候補地に選定されていな
ける包括プラントパラ い場合に関して、早期立地許可申請のためにメータの使用特定の設計パラメータを仮定するための包括プラントパラメータ概念の使用に関する指針を提供する。

設計・建設
10 CFR Part 50 Appendix A： 原子力発 10 CFR Part 50 はウラン及びプルトニウム関係の Appendix A 電 所 の 一 般 的 設 計 基 の生産及び利用施設の許認可に関するもの。
及び B
準、
その中でこれら Appendix は特に設計での深層Appendix B：原子力発 防護に関するものとして挙げられている。
電所及び燃料再処理施
設の品質保証基準
SRM-SECY93-087

進化型及び先進型軽水 新型炉の特に事故時の課題について、NRC の炉の設計に関する政策 アドバイスを示している。
的、技術的及び許認可の課題

SRM-SECY98-144

リスク情報に基づく、 「リスク情報に基づく、性能を基とした（Risk性能を基とした（Risk- informed and Performance-based）規制」の定義
informed
and と、それにより期待することを示している。
Performance-based ） 規
制に関する白書- 26 -

SECY-13-0132

近未来タスクフォース 近未来タスクフォース報告書「21 世紀の原子報告書の勧告 1 の対応 炉安全性拡張に関する勧告」の勧告 1「深層防に対する US NRC 職員 護とリスクの考慮事項のバランスを適切にとの勧告

る適切な保護のための、論理的、体系的、かつ首尾一貫した規制の枠組みの確立」への対応として、NRC 職員で議論した内容を示し、改善行動 1-3 を提示して NRC に賛同するよう示したもの。

SRM-SECY13-0132

上記 SECY-13-0132 に 上記の改善行動 1-3 に関して、NRC としては

NUREG/KM0009

深層防護の歴史的なレ 深層防護の歴史的なレビュー。原子力分野に関する職員への要件

却下することを示したもの。

ビューと注目点

関するもの、非原子力分野に関するもの、セキ
ュリティに関するもの、国際機関での観点等を示している。

NUREG/CR6303

原子炉保護系の多様性 深層防護に関する解析の手法等を詳細に示し
及び深層防護解析を行 ている。
う方法

RG
1.174, 許認可基準におけるプ 許認可における「リスク情報に基づく（RiskRevision 3
ラント固有の変化に関 informed）」適用とされる、工学的な事項とリするリスク情報に基づ スクに関する洞察を適用するようなものへのく決定において、確率 許認可基準の変更に関して、詳細な受け入れ
論的リスク評価の使用 時の判断手続きとして示したもの。
手法
RG 1.233

非軽水炉の許認可、認 非軽水炉の許認可、認証、承認における「リス証、承認申請における、 ク情報に基づく（Risk-informed）」「性能に基許認可の根拠と内容を づく（Performance-based）」とされる扱いに関知らせるための技術包 して、特に深層防護に関して、詳細を示したも含的で、リスク情報に の。
基づく、性能に基づく方法論に関する指針

BTP
7-19, デジタル安全系におけ 原子力発電所で用いられている計装制御系はRevision 8
る潜在的設計欠陥のた デジタル技術により大きな利益を得ているめにおこる共通原因故 が、そのデジタル計装制御系（DI&C 系）の脆障に対処するための深 弱性となりうる設計に起因する共通原因故障層防護及び多様性の評 に関する指針。
価に関する指針
1050.43(e)CFR 1997 年以前に認可され 安全機能に関する機器は、適切な経験によった軽水炉とは全く異な て証明された技術、又は試験や分析によってる原子炉設計に関する 認定された技術によるものとする基準。
設計認証、複合免許、製- 27 -

造免許、運転免許又は標準設計承認の申請
NUREG-0800, 原子力発電所の安全解 信用のある、安定な、管理しやすい運転に向け
Chapter18, 析報告書の審査に関す た設計に関する指針。新規炉設計の認証及びRevision 3
る標準レビュー計画： 許認可に関する人的工学的レビューを支援。
軽水炉編、18 章

人間工学
NUREG-1055

原子炉の設計及び建設 新規炉建設における経験プログラムの使用ににおける品質の向上と 関する指針。
保証

運転
10 CFR Part 50

生産利用施設の許認可

アメリカ国内の生産利用施設の許認可に関する総則

10 CFR Part 52

原子炉の許認可、認証、 アメリカ国内の原子炉の許認可に関する総則
承認

10 CFR Part 52 早期サイト許可
subpart A

アメリカ国内の原子炉の早期サイト許可に関10 CFR Part 52 標準設計認証
subpart B

アメリカ国内の原子炉の標準設計認証に関す

10 CFR Part 52 複合ライセンス
subpart C

アメリカ国内の原子炉の複合ライセンスに関

10 CFR 50.36

原子炉・燃料再処理施設等に関する運転条件、する章。
る章。認証手順も定めている。
する章。

技術仕様

制限値の決定、見直しを定めている。
NUREG-0737, TMI 措置計画要件の明 TMI 事故後に出された措置計画として示され及び 確化、及び緊急対応可 た、事故及び予期される運転時の事象への対
Supplement 1
能性の要件
応手順に関するレター、及びその補遺となる要件。
NUREG-0899

緊急時運転手順の準備 事業者が緊急時操作手順プログラムを準備及に関する指針び実施するために必要な要素を特定するもの。緊急事態への備えや緊急計画については含まれない。

10 CFR 50.120

原子力発電所要員の訓 原子力発電所の要員に関する訓練及び能力保練及び能力保証証の要件を定めている。

10 CFR 50.72, 原子力発電所運転時の インシデントの報告に関する要件を定めてい10 CFR 50.73
即 時 通 知 に 関 す る 要 る。
件、許認可事象報告シ
ステム
10 CFR Part 21

欠陥及び不適合の報告

欠陥及び不適合の報告によって、運転経験の収集と解析プログラムに役立てている。

10 CFR 50.34a, 原子炉の排出物中にあ 運転免許・複合ライセンス・設計認証等、許認- 28 -

10 CFR 50.36a

る放射性物質の放出を 可申請において必要な、放射性廃棄物に関す制御するための装置の る記述・情報等に関する要件を定めている。
設計目標、原子炉からの排出物の技術仕様

Appendix I of 軽水冷却原子力発電所 軽水炉の排出物における放射性廃棄物の数値
10 CFR Part 50 排出物中の放射性物質 的な指針。
について「合理的に達成可能な限り低い」基準を満たすための設計
目標と運転の制限条件の数値的指針NUREG-0800,
Chapter 11

原子力発電所の安全解 冷却水のソースターム・液体廃棄物管理シス
析報告書の審査に関す テム・気体廃棄物管理システム・固体廃棄物廃る標準レビュー計画： 棄システム・放射線モニタリング装置・サンプ
軽水炉編、11 章

放射 リングシステムに関する規制性廃棄物管理RG
1.143 軽水冷却炉に設置され 放射性廃棄物（ラド）処理系統及び蒸気発生器
Revision 2
る放射性廃棄物処理系 のブローダウン水に関する指針
統、構造物及び機器の設計指針
RG
1.21 液相・気相排出物及び 液相・気相排出物の環境放出、固体廃棄物の処
Revision 3
固体廃棄物中の放射性 分、関する規制指針、制御プログラムの目的等物質の測定・評価・報告 に関する議論。
について
RG 1.33

品質保証プログラム要 液相及び気相放射性廃棄物系、並びに固体廃件（運転）棄物系の運用手順を含む品質保証プログラムの要件。

10
20.1406

CFR 汚染の最小化

サイト地下の土壌と地下水を含むサイトへの残留放射能の導入を最小限に抑える方法で事業を行うことを許認可取得者に要求。

10
20.1501

CFR （サブパート F 調査 サイトの地下土壌（地下水を含む）への放射線と監視 における）一般 測量の実施を許認可取得者に要求。
事項

77 FR 25760

低レベル放射線廃棄物 低レベル放射線廃棄物管理及び減容化が、リ管理及び減容化

スク情報の基づく廃棄物管理に必要であるとしての宣言。

10
20.2006

CFR 廃棄のための移送とマ 固体放射性廃棄物の積み出しに関するもの

10 CFR Part 71

ニフェスト
放射性物質の梱包と移 許認可取得者に対する、放射性物質の梱包と送移送に関する要件、NRC 承認の手順と基準。

- 29 -

10 CFR Part 61

放射性廃棄物の地層処分に関する許認可要件

49 CFR サ ブ 有害物質の規制

移送に関する連邦規則（49 CFR）における、チャプターC

有害物質に関する総則。

10 CFR Part 20 放射線防護基準、生産 10 CFR Part 20 は、個人を保護するための総線
and 10 CFR 利用施設の許認可量の基準。Part 50 は上記参照。
Part 50
10 CFR Part 72 原子炉に関する、使用 使用済燃料・GTCC 廃棄物等の移送・譲渡や、済燃料、クラス C より 独立使用済燃料貯蔵施設（ISFSI）での貯蔵に高い高レベル放射性廃 関する許認可条件など。
棄物の独立貯蔵に関する許認可要件NUREG-1949,
Volume 1-5

ネバダ州ユッカマウン ユッカマウンテンでの処理処分に関するもの
テンの地層処分場における高レベル放射性廃棄物の処分に関する安
全解析報告書:永久閉
鎖前の処分場の安全性- 30 -

別添３

アメリカの放射性廃棄物安全条約に関連する国内制度(1) 関連する国内制度
1) 放射性廃棄物及び使用済燃料に関する法体系・規則体系の概要（放射性廃棄物安全条

第 7 回 国別報告書 E.3 参照）

約

放射性廃棄物及び使用済燃料に関して、アメリカでは、商用炉に関しては NRC が規制し、環境基準に関しては EPA が制定しており、DOE も自らの政治的なプログラムに関して規制している。使用済燃料・臨界量に達する特別な原子力材料・高レベル放射性廃棄物（HLW）
に関する規制の権限を持つのは NRC である。放射性廃棄物及び使用済燃料に関する法体系・規制体系は、NRC・DOE に関するものは、先述の連邦規則 10 CFR であり、EPA の環境基準に関しては 40 CFR となる。連邦規則のなかで、放射性廃棄物及び使用済燃料に関係深い条
項を抜粋して以下に示す。
US NRC●高レベル放射性廃棄物に関する規制・指針・情報伝達
10 CFR Part 2： 実施と手順に関する機関の規則、特に 2.310(f)： ヒアリング手順の選
択[高レベル放射性廃棄物処分場の初期建設許可申請に係る手続きに関して]、サブパ
ート J： 地層処分場における高レベル放射性廃棄物の受入許可証発行手続に適用される手続き
10 CFR 51.109： 地層処分場に関する材料に関するライセンスの発行手続きにおける公聴会（DOE の環境影響声明の採用に関する NRC の規則）
10 CFR Part 60： 地層処分場における高レベル放射性廃棄物の処分、10 CFR Part 71：
放射性物質の梱包と輸送
10 CFR Part 63： ネバダ州ユッカマウンテンの地層処分場における高レベル放射性廃
棄物の処分●低レベル放射性廃棄物に関する規制・指針・情報伝達
10 CFR Part 61：放射性廃棄物の地層処分における許認可要件
10 CFR Part 62：連邦のものでない、地域の低レベル廃棄物処理施設への緊急アクセスの基準と手順10 CFR 20.2002：提案された処分手順の承認を得る方法
10 CFR 20.2001：（サブパート K 廃棄物処理 の）一般要件●ウラン抽出に関する規制・指針・情報伝達
https://www.nrc.gov/materials/uranium-recovery/regs-guides-comm.html●廃炉に関する規制・指針・情報伝達
https://www.nrc.gov/waste/decommissioning/reg-guides-comm.html●使用済燃料貯蔵に関する規制・指針・情報伝達
https://www.nrc.gov/waste/spent-fuel-storage/regs-guides-comm.html●原資材に関する規制・指針・情報伝達
https://www.nrc.gov/materials/srcmaterial.html- 31 -

●核物質の医療的・工業的・学術的利用に関する規制・指針・情報伝達
https://www.nrc.gov/materials/miau/regs-guides-comm.html●放射性物質の輸出入
https://www.nrc.gov/about-nrc/ip/export-import.html●緊急時の備えと対応
https://www.nrc.gov/about-nrc/emerg-preparedness.html●特別な核物質https://www.nrc.gov/materials/sp-nucmaterials.html●放射性物質の梱包と移送
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part071/
DOE
DOE の省令に関しては右記 https://www.directives.doe.gov/
10 CFR Part 765、稼働中のウラン及びトリウム処理場における浄化措置のための費用弁償
10 CFR Part 766、ウラン濃縮除染及び廃炉基金; 国内公益事業に対する特別査定の手続
き10 CFR Part 820、DOE 核施設に関する手続き規則
10 CFR Part 830、原子力安全管理
10 CFR Part 835、職業放射線防護
10 CFR Part 960、放射性廃棄物処分場用地推薦のための一般指針
10 CFR Part 963、ユッカマウンテン用地適性指針
10 CFR Part 1021、国家環境政策法施行手続き
以下の DOE の省令も安全に関して適用される
方針 226.1B、エネルギー省（DOE）監督方針
方針 450.4A、統合安全管理方針
方針 454、制度的統制の使用
命令 151.1D、包括的な緊急事態管理システム
命令 226.1B、DOE の監視政策の実施
命令 227.1A、独立した監視プログラム
命令 231.1B、環境・安全・健康報告書
命令 360.1C、連邦職員研修
命令 414.1D、品質保証
命令 420.1C、施設の安全性
命令 422.1、作戦行動
命令 425.1D、原子力施設の起動・再稼働
命令 426.2、DOE の原子力施設に関する要員選定、訓練、資格、認証要件
命令 430.1C、不動産資産管理
命令 433.1B、DOE の原子力施設向け保守管理プログラム- 32 -

命令 435.1、放射性廃棄物管理
命令 440.1B、DOE 連邦職員のための労働者保護プログラム
命令 458.1、公衆及び環境の放射線防護
命令 462.1、カテゴリー1 及び 2 にあたる放射線源と集合量に関する輸出入。
指針 421.1-2A、10 CFR 830 サブパート B に適合する安全解析文書の作成に使用する実施指針
指針 423.1-1B、技術的安全要件の作成に使用する実装指針
指針 424.1-1B、未審査の安全に関する質問要件に対処する際に使用する実装指針
アメリカ環境保護庁（US EPA）
40 CFR Part 61： 有害大気汚染物質国家排出基準
https://www.epa.gov/radiation/radiation-regulations-and-laws#airstandards
40 CFR Part 190： 原子力発電事業のための環境放射線防護基準
https://www.epa.gov/radiation/environmental-radiation-protection-standards-nuclear-poweroperations-40-cfr-part-190
40 CFR Part 191： 使用済燃料、高レベル及び超ウラン元素の放射性廃棄物の管理及び処分に関する環境放射線防護基準
https://www.epa.gov/radiation/environmental-radiation-protection-standards-managementand-disposal-spent-nuclear-fuel
40 CFR Part 192： ウラン及びトリウム工場尾鉱の健康及び環境保護基準
https://www.epa.gov/radiation/health-and-environmental-protection-standards-uranium-andthorium-mill-tailings-40-cfr
40 CFR Part 194、40 CFR Part 191「処分規則」遵守のための廃棄物隔離パイロットプラ
ント（WIPP）の認証及び再認証のための規準
https://www.epa.gov/radiation/criteria-certification-and-recertification-waste-isolation-pilotplants-compliance-40-cfr
40 CFR Part 197, ネバダ州ユッカマウンテンにおける公衆衛生及び環境放射線防護基
準https://www.epa.gov/radiation/public-health-and-environmental-radiation-protectionstandards-yucca-mountain-nevada-40
その他の放射線防護に関する連邦規則 40 CFRPart 141, 国家一次飲用水規制
https://www.epa.gov/ground-water-and-drinking-water/national-primary-drinking-waterregulations
Part 147, 州の地下注入管理プログラム
Part 148, 有害廃棄物注入規制
https://www.epa.gov/uic
Part 195, ラドン熟達プログラム
https://www.epa.gov/radon/
Parts 220 and 133, 海洋投棄
https://www.epa.gov/ocean-dumping- 33 -

Part 300, 国家的石油及び有害物質汚染危機管理計画
Part 302, 指定、報告すべき量、及び通知
https://www.epa.gov/superfund/superfund-regulations
Part 440, 鉱石採掘及び選鉱の点源カテゴリー（ウラン、ラジウム、及びバナジウム鉱
石のサブカテゴリー）
https://www.epa.gov/eg/ore-mining-and-dressing-effluent-guidelines

2) 放射性廃棄物の分類・処理基準 （放射性廃棄物安全条約
照）

第 7 回 国別報告書 B.2.3 参

放射性廃棄物の発生と管理及びその他の原子力活動の様々な側面を扱う規制は CFR、特に Title 10 (エネルギー) 及び Title 40 (環境の保護) に記載されている。これらの規制は、使用済燃料及び放射性廃棄物の貯蔵、処理、所有、使用及び処分に対処するものである。以下の小節では、使用済燃料と放射性廃棄物の分類について説明する。


使用済燃料

連邦法 核廃棄物政策法（Nuclear Waste Policy Act, NWPA）は、「使用済核燃料」（spending
nuclear fuel）を、照射後に原子炉から取り出された燃料のうち、再処理によって構成元素が分離されていないものと定義している。本票では、合同条約の用語に従い、「使用済核燃料」
を「使用済燃料」と表記する。


放射性廃棄物アメリカにおける放射性廃棄物は、その危険性とそれを生み出す状況やプロセスに応じて、多くの区分を設けている。NRC とその協定州は、LLW と HLW の処分、及びウランとトリウムの粉砕残渣を含むほとんどの放射性源を規制している。ウランやトリウムの製粉
残渣は、主にその原料含有量のために処理される鉱石からウランやトリウムを抽出又は濃縮することによって生じる尾鉱又は廃棄物であり、放射性廃棄物とみなされる。
NRC と協定州はまた、自然起源放射性物質（NORM）及び技術的に強化された NORM（TENORM）の特定のカテゴリーを管轄している。これらの廃棄物に含まれる放射能は、バックグラウンドよりわずかに高いレベルから非常に高いレベルまで様々である。医療研究所や病院、研究・産業活動などの用途で発生する日常的な廃棄物も放射性廃棄物として指定されている。
10 CFR Part 61 に定められた NRC 規制、及び協定州によって採用された互換的な規制では、商業部門の LLW をクラス A、クラス B、及びクラス C に分類している。この分類は、潜在的な LLW の危険性とそれに関連する処分及び廃棄物形態の要件に基づく。クラス A
LLW はクラス B LLW より低濃度の放射性物質を含み、クラス B LLW はクラス C LLW より
低濃度である。既存の NRC 規制である 10 CFR 61.55 は、地表近くの施設での陸上処分のた
めの LLW を分類するための基準を規定している。
NRC は 4 つの商業用ウラン濃縮施設に対してライセンスを発行している（ただし、現在稼働しているのは 1 施設のみ）。これらの施設は、10 CFR Part 61 の策定時に考慮された量よりも大幅に多い量の劣化ウランを生成する可能性がある。2009 年、NRC は、大量の劣化
ウランを含む廃棄物の流れに対するサイト固有の分析及び関連する技術要件の要件を規定- 34 -

するための規則（すなわち、10 CFR Part 61 の改訂案）の策定を開始した。
規則案は 2015 年 3 月 26 日に公表された。NRC は、既存の指針と組み合わせることで、その規則案が策定されて公布された場合に規則案の要件を満たす許容可能な方法を示す指針も規則案と一緒に示している。以下の表 アメリカ-5 に商業廃棄物の分類を示す。
表 アメリカ-5 アメリカの商業用放射性廃棄物の分類
廃棄物クラス

商品説明

HLW

使用済燃料の再処理により生じる高放射能物質。再処理に伴い直接発生する液体廃棄物、当該液体廃棄物に由来し、大きな濃度の核分裂生成物を含む固体物質、及び NRC が規則により永久隔離が必要と判断した他の高放射能物質が含まれる。

クラス A LLW

クラス A 廃棄物は、10 CFR 61.55(a)(2)(i)に記載された特性及び 10
CFR 61.56(a)の物理形態要件によって決定される。(アメリカにはクラス A 廃棄物の最低閾値はない)。

クラス B LLW

10 CFR 61.55(a)(2)(ii)に従い、クラス B 廃棄物は処分後の安定性を確保するためにクラス A 廃棄物よりも厳格な廃棄物形態の要件を満たす必要がある。クラス B 廃棄物の物理的形態及び特性は、10 CFR 61.56に規定される最小要件と安定要件の両方を満たす必要がある。

クラス C LLW

10 CFR 61.55(a)(2)(ii)に従い、クラス C 廃棄物は安定性を確保するためにクラス B 廃棄物より厳しい廃棄物形態の要件を満たす必要があるだけでなく、不注意による漏出を防ぐために処分施設において人工バリアやより深い埋設のような追加の対策が必要である。クラス C
廃棄物の物理的形態と特性は、10 CFR 61.56 に規定された最低要件と安定要件の両方を満たす必要があります。

GTCC LLW

クラス C 濃度を超える LLW。

AEA 第 11e 条 主に原鉱物質を含有するために処理される鉱石から、ウラン又はト(2)
リウムを抽出又は濃縮することによって生じる尾鉱又は廃棄物（ウ副産物材料
ラン溶液抽出工程から生じる個別の表面廃棄物を含む）。このような溶液抽出操作によって枯渇した地下の鉱体は、この定義における「副産物材料」に該当しない。

(2) 管理戦略及び運用状況 （放射性廃棄物安全条約 第 7 回 国別報告書 A.2.1 及びB.2.3, B.3, B.4 参照）
アメリカにおける使用済核燃料及び放射性廃棄物の中長期管理に関する国家戦略を以下に示す。また、放射性廃棄物管理に関する政策の主要な一般的側面を以下に示す。
アメリカは、国内の多くのサイトで使用済燃料と放射性廃棄物を安全に管理しており、この物質の長期処分に対処するための国家法案を制定している。商業用使用済燃料の統合中
間貯蔵と深地層処分の実施を支援するための計画、分析、及び研究開発作業が、DOE によって継続的に実施されている。具体的な連邦政府の貯蔵施設又は処分施設に関する進展は、
アメリカ議会からの指示と資金提供を待っている。
- 35 -

アメリカは、使用済燃料と放射性廃棄物の管理において数十年の経験を持ち、早期かつ持続可能な管理戦略の重要性を理解している。アメリカは、使用済燃料と放射性廃棄物の管理に対して、原子力施設の物理的な建設に先立つ早い段階で定めるよう、戦略を策定している。
例えば、原子炉の許認可申請段階で、原子炉での使用済燃料の貯蔵への対処を説明しなければならない。さらに、アメリカは廃棄物の発生を最小化するための政策を実施している。使
用済燃料と放射性廃棄物の戦略を策定する際、アメリカは安全性、規制要件、環境保護、緊急時対応、貯蔵・処分施設の必要性、コスト、スケジュールなどの要因を考慮している。
原子力法 AEA は超ウラン元素（TRU）廃棄物を、「ネプツニウム、プルトニウム、アメ
リシウム、キュリウムを含む原子番号 92 を超える元素で汚染された物質で、1 グラムあたり 10 ナノキュリー（370 Bq/g）を超える濃度、又は公衆衛生と安全を守るために NRC が定
めるその他の濃度で存在するもの」と定義している。AEA の定義は、廃棄物隔離パイロッ
トプラント土地撤回法改正（WIPP LWA）に由来する DOE の定義、TRU 廃棄物を「半減期20 年以上の α 線放出 TRU 同位体を廃棄物 1g あたり 100 ナノキュリー（3700 Bq）以上含む廃棄物で、以下を除く。―― (A) 高レベル放射性廃棄物 (B) DOE が EPA の同意を得て、処分規制で求められる隔離の程度を必要としないと判断した廃棄物 (C) NRC が 10 CFR Part61 に従ってケースバイケースで処分を承認した廃棄物」とするものとは異なっている。NRCの規則では、LLW の定義から TRU 廃棄物は明確に除外されている（10 CFR 61.2）。しかし、SRM-SECY-15-0094 で、NRC は NRC 職員に対し、10 CFR Part 61 で TRU 廃棄物を扱うためのルール作りに着手するよう指示した。NRC は、国際放射線防護委員会（ICRP）勧告を認識し、サイト固有の分析を可能にし、以前は予想されていなかった廃棄物の流れに対応する
ために、10 CFR Part 61 の規制を改訂している最中である。
10 CFR Part 61 の NRC 規制では、廃棄物の濃度を平均化することを認めている。濃度の平均化とは、廃棄物中の放射性核種の放射能をその体積又は質量で平均化することを意味する。10 CFR 61.55(a)(8)の規則は、廃棄物の分類を決定する際に廃棄物中の放射性核種の濃度を平均化することを認めている。10 CFR Part 61 の規制は濃度の平均化に関する具体的な制限を規定していない。NRC は「濃度の平均化とカプセル化に関する技術的見解」（CA BTP）
改定 1 版を 2015 年 2 月に発行した。CA BTP は、平均濃度の計算で使用する適切な体積と質量に関する指針を示している。
DOE が所有又は生成する放射性廃棄物は、HLW、TRU 廃棄物、又は LLW として分類される。さらに、DOE は、大量のウラン工場尾鉱及び他の残留放射性物質を管理している。
放射性廃棄物は、資源保全再生法（RCRA）の対象となる有害廃棄物成分を含むこともある。
アメリカでは、放射性廃棄物と非放射性有害廃棄物の両方の成分を含む廃棄物は「混合」廃棄物（混合 LLW 又は混合 TRU 廃棄物）と呼ばれている。
1) 使用済燃料の貯蔵
アメリカでは、商業用原子力発電所、防衛活動、研究用原子炉から作られた使用済燃料を管理している。2020 年 6 月現在、56 の原子力発電所サイトで稼働している 95 基の認可さ- 36 -

れた商用炉が、アメリカの電力の約 20％を供給している。アメリカの原子力発電所に関する情報は、原子力安全条約のアメリカ国別報告書に記載されている。稼働中のすべての原子力発電所は、NRC の認可を受けた敷地内の使用済燃料プールに使用済燃料を貯蔵し、3 基を除くすべての原子力発電所は、敷地内にある NRC 認可の独立使用済燃料貯蔵施設 ISFSIに使用済燃料を貯蔵している。
廃炉になった、又は廃炉作業中の原子力発電所のほとんどは、処分待ちの使用済燃料を敷地内に貯蔵している。永久停止中の商用原子力発電所のほとんどは、現在、使用済燃料を敷地内の ISFSI に貯蔵しているか、貯蔵する予定である。最も一般的に使用されているキャスクの設計では、使用済燃料は不活性ガスを入れたキャニスタに装填され、溶接で閉じられる。
キャニスタはその後、貯蔵キャスク又は保管庫／バンカーに入れられる。貯蔵と輸送の両方に使用できる設計となっているキャスクもある。使用済燃料は、NRC の認可を受けた研究炉施設でも貯蔵されている。
NRC は使用済燃料の長期管理に関連する技術的課題を検討しており、使用済燃料の継続的なオンサイト貯蔵のための安全及びセキュリティに対する規制責任に引き続き焦点を当てている。NRC の使用済燃料プログラムの継続的な見直しは、使用済燃料の継続的な暫定
貯蔵の安全性とセキュリティの維持に役立つ。過去 3 年間、ISFSI の新規特定ライセンスは発行されていないが、現在又は旧原子力発電所サイトでの乾燥キャスク貯蔵システムでの使用済燃料貯蔵を認可された新規一般ライセンス取得例もある。
DOE が管理する施設には、湿式又は乾式貯蔵施設に保管されている約 2500 MTHM の SNFがある。DOE は、防衛活動及び国内外の研究炉からの使用済燃料、ならびに商業活動からの限定的な量の使用済燃料を、湿式プール及び乾式貯蔵施設で管理している。これらの使用
済燃料の大部分は、サバンナリバーサイト、ハンフォードサイト、アイダホ国立研究所、及びフォートセントヴレインに保管され、さらに処分されることになっている。DOE は、国内外の研究炉からの使用済燃料を引き続き受け入れている。外国の研究炉の使用済燃料を受け取るための当初のプログラムは、2019 年に終了した。核不拡散目標へのコミットメン
トを示すため、受入プログラムの一部は 2029 年 5 月 1 日まで延長された。提案された受
け入れはケースバイケースで検討され、それを行う明確な正当性がある場合にのみ実施される。国内研究炉の使用済燃料の受け入れ完了時期は未定。
2) 使用済燃料の処分
NWPA（核廃棄物政策法、既出）は、使用済燃料と HLW の処分に対する連邦の責任を規定している。NWPA は、使用済燃料と HLW の処分に対する責任を 3 つの連邦機関に割り当てている。
• DOE には、使用済燃料と HLW の最終処分能力の開発責任。
• EPA には、廃棄に関して一般的に適用される環境保護基準の策定責任。
• NRC には、EPA の基準を実施するための規制を策定し、処分場の建設、運転、廃炉、閉鎖を許可するかどうかを決定し、使用済燃料と HLW を認可処分場へ輸送するために使用する梱包を認証する責任。
- 37 -

各連邦機関は、NWPA に割り当てられた役割と責任及び利用可能な情報に関して独立した決定を下す。しかし、連邦機関は、役割と責任に基づき、各機関の見解と潜在的な懸念が理解されるように、関連する問題について情報交換することが許可されている。
DOE のライセンス申請には、処分場開発のための設計と手順、及びそのアプローチが NRCの規制にどのように適合しているかが含まれている。NRC の安全審査は、DOE の免許申請書に記載された情報に基づいて行われる。しかし、審査を完了するために必要であれば、NRC は DOE に追加情報を要求することができる。
3) 放射性廃棄物管理の政策と実施
アメリカにおいて商用目的で LLW を生み出した者は、これらの廃棄物を処理して遊離液を除去し、廃棄物に含まれる他の有害成分を安定化又は分解する必要がある。また、廃棄物
は圧縮や焼却によって最終処分量を減らすために処理されることが多い。廃棄物が LLW 処
分施設に処分される場合、10 CFR 61.56(a)(8)に従って、非放射性物質からの潜在的危険性を実行可能な最大範囲まで低減するために適切に処理されることになる。現在認可されている 4 つの商用 LLW の地表近傍処分施設（すなわち、放射性廃棄物が地表の上部 30 メート
ル以内に処分される処分施設）のいずれかにおいて商用 LLW の安全な貯蔵、輸送、そして最終的には処分を促進するための処理（例えば、梱包や処理）及び仲介サービスを提供する
民間企業もある。
GTCC LLW は NRC と協定州の許認可取得者によって生成され、クラス C LLW よりも高濃度の長半減期放射性核種と短半減期放射性核種が含まれる。GTCC LLW は一般に、密封
線源、活性金属、及びその他の廃棄物の 3 種類に分類される（その他の廃棄物には、汚染された機器、がれき、フィルター、樹脂、及び Mo-99 の生産などの雑多な活動からの金属くずが含まれる）。
GTCC LLW の処分の責任は連邦政府に委ねられているが、現在 GTCC LLW を処分するた
めに受け入れる認可施設はない。
DOE は、旧兵器製造・研究開発活動から発生する TRU 廃棄物を管理している。原子力防衛活動から発生する TRU 廃棄物は、WIPP 地層処分場に処分される。
過去の商業的再処理活動からの HLW はガラス固化され、ニューヨーク州ウエストバレーにある旧再処理工場に保管されている。再処理による国防廃棄物は、DOE の 3 つのサイト（サバンナリバーサイト、ハンフォードサイト、アイダホ国立研究所）で管理されている。
ウラン抽出は、主にその原料の含有量を考慮して処理されたあらゆる鉱石からウランを抽出又は濃縮することである。ウラン抽出工程では、通常、天然のウラン崩壊系列に基づいた放射性物質を比較的低濃度で含む廃棄物が発生する。廃棄物は、固体と液体の両方で、
AEA 11e.(2)副産物物質に分類される。従来型精錬所の場合、廃棄物は主に尾鉱（ウランが浸出した後の残鉱）の敷地内処分となる。

- 38 -

UMTRCA（Public Law 95-604）は、主に原料として処理される鉱石からウランを抽出又は濃縮した結果生じるウラン鉱滓又は廃棄物の長期安定化、管理、処分を目的として、AEA を改正したものである。UMTRCA は、このようなウラン鉱滓又は廃棄物を副産物の一形態として分類している。この点に関して、UMTRCA は、副産物材料の定義、特に AEA 11e.(2)にこの副産物材料のカテゴリーを追加する修正を施した。UMTRCA 1 章は、1978 年より前に閉鎖又は放棄された施設に適用される。UMTRCA の成立以来、1 章の施設での活動は、アメリカ政府機関による廃炉と残留放射性物質の浄化に大きく焦点が当てられている。
UMTRCA 2 章は、1978 年以降に有効な認可を受けた施設に適用される。
AEA 第 275 条（UMTRCA により追加）に基づき、EPA は、1 章及び 2 章のウラン抽出施設に一般的に適用される基準を設定している。NRC 又は協定州は、一般に適用される基準を実施し、ウラン抽出施設の許認可と規制に責任を負う。施設閉鎖要件には、ウラン鉱滓処
分場の長期安定性、ラドン排出管理、水質保護と浄化、土地と建物の修復が含まれる。ライ
センスが終了すると、土地と AEA 第 11e 条(2)に定める副産物の所有権は、通常、長期的なケアのために政府機関に移管される。ISR 施設の場合、残滓は発生しないので、恒久的な地表処分のオプションは認可されない。
ウラン抽出施設からの生産物は、核分裂性物質の濃度を高めるために濃縮される。劣化ウ
ランを含む尾鉱は、ウラン濃縮プロセスの副産物である。入手可能な数量、長期及び短期の需要、潜在的用途のコスト/便益分析に応じて、劣化ウランは様々な用途と利用のための資源であったし、今後も同様であると思われる。
現在、DOE と民間企業が劣化ウランを処理・貯蔵している。この劣化ウランは、再利用可能な原料として管理され続けている。劣化ウランを廃棄物とする決定がなされた場合、その廃棄物が施設の廃棄物受入要件を満たすならば、DOE 又は民間 LLW 処分施設に廃棄することができる。
4) 放射性廃棄物のインベントリ
アメリカ国内に保有されているインベントリについて、使用済燃料に関するものを表 ア
メリカ-6、放射性廃棄物に関するものを表 アメリカ-7 に示す。また、その詳細を巻末の別添８に示す。

- 39 -

表 アメリカ-6 アメリカ国内の使用済燃料インベントリまとめ
用途

施設数

インベントリ単位

政府が保有するもの
湿式保管

8

30

MTHM

乾式保管

6

2413

MTHM

湿式保管

20

1161

kg HM

乾式保管

0

0

kg HM

他の研究施設及び核燃料サイクル施設が保有するもの
3
36
湿式保管

kg HM

大学研究施設が保有するもの

1

乾式保管

発電所にてオンサイト保管されているもの
62
湿式保管
70

乾式保管

44

kg HM

45065

MTHM

39207

MTHM

表 アメリカ-7 アメリカ国内の放射性廃棄物インベントリまとめ
管轄

用途

政府系機関

保管／処理

商用、
その他

廃棄物の形式
HLW
TRU
LLW
11e.(2)
密封線源

施設数
6
11
17
1
2

インベントリ
3.50E+5
3.85E+4
1.20E+5
1.99E+5
1.99E+3

処理／処分

LLW

74

極少量

保管

GTCC LLW

複数の
ISFSI

1.30E+2- 40 -

単位
m3
m3
m3
m3
個

m3

別添４

2010 年 アメリカ IRRS ミッションでの勧告・提言内容

分野

R（勧告）、
S（提言）内容

1. 政 府 の S1

フォローア
ッ プ 時
（2014）対
応状況
安全に対する一義的な責任に関する直接的な 対応済

責任と機能

法的声明がない。NRC に独自のイニシアチブを講じる責任があるというメッセージを提供
すべきである。

2. 国 際 的 S2

NRC は、規制及び指針を IAEA 安全基準と調 対応済

な原子力安和させることの安全性への価値を評価し、規制

全の枠組み

及び規制指針に関して IAEA 安全基準を考慮に入れる事を検討すべきである。

4. 規 制 機 R1

NRC は、統合された管理システムの確認・文 対応済関の管理シ書化のために、プロセスの入力、フロー、出力

ステムを含めた (プロセス マップの作成など) 組織
全体の基幹プロセスと支援プロセスを特定/確認して説明すべきである。
R2

S3

NRC は、管理システムの継続的な有効性を確 対応中保するために、総合的な管理システムレビュー （最終報告書で対応済の方法論を開発し、一定間隔で実施すべきであ
であること
る。
を確認）
NRC は引き続き管理システム説明文書の草案 対応済を作成し、上記の勧告の結果をこの文書に反映すべきである。

5. 許認可S4

NRC は、新規の運転員がシビアアクシデント 対応済の管理に関する適切な訓練を受けていることを確認する手段を開発すべきである。

6. 審 査 と S5

NRC の標準審査計画の今後の更新で、関連す 対応済

評価

る IAEA 安全基準に反映されている安全評価の分野における科学的及び技術的発展を考慮に入れるべきである。
S6

NRC は、コードが定期的に評価され、必要に 対応済
応じて更新され、得られた教訓や最新の知識が反映されるようにするために、ベンダーから提出されたコードの承認期間を一定に制限することを検討すべきである。

S7

NRC は、関連する安全解析の結果の許容可能 対応中性の評価と同様に、設計基準事故の放射線許容- 41 -

基準の設定において、ALARA 原則のより直接的な実施を目的とした適切な方法を検討すべ
きである。
S8

NRC は、許認可取得者がその許認可の使用又 対応済
は規制機関への書類提出の前に自らの責任で行う安全性評価への独立した検証が、現行の規制で適切に行われているかどうか、及びその検証が NRC によって適切に確認されているかど
うかを評価すべきである。

S9

NRC は、その評価プロセスへの入力として、 対応済
他国で実施された定期安全レビューから学んだ教訓を組み込むべきである。

7. 検査

S10

NRC は、重大事故管理(SAM)が原子炉監視プ 対応済
ロセス(ROP)で適切に対処されていることを確認すべきである。

S11

NRC は、検査イベント対応指針を見直して、 対応済
NRC の役割が許認可取得者に理解されており、許認可取得者のとる行動にその事が過度に影響を与えていないことを再確認する目的で対話すべきである。

9. 規 制 と S12

NRC は、規制指針の作成と改訂のための正式 対応済

指針

な手順の作成と発行を優先すべきである。
S13

NRC は、運用経験のフィードバックと国際安 対応済
全基準の開発に基づいて、規則と指針の定期的で体系的なレビューのための実施手順の作成を検討すべきである。

S14

NRC は、安全マージンを改善するために、す 対応済
べての許認可取得者が施設の系統、構造及び機器を更新することにより積極的になることを保証するための手段を検討すべきである。(S1も参照)

10. 緊急時 S15

IAEA への緊急通報 (ENAC) のための NRC の 対応済の準備と対手順は改善されるべきであり、緊急訓練のプロ

応グラムに IAEA への ENAC 報告の定期試験が含まれるべきである。
S16

NRC は、連邦政府の担当者と、GS-R-2 の条項 対応済に沿った、初期運用介入レベル (OIL) の設定に関する提案の検討について話し合うべきで
ある。

S17

NRC は、緊急時にさまざまな利害関係者によ 対応済- 42 -

って実行されたすべての現場測定値を 1 つのデータベースに統合するための提案について、連邦政府の担当者と話し合うべきである。このデータベースは、意思決定のためにオンラインで利用できるようにすべきである。
S18

NRC は、予測不能な一連の出来事に対応する 対応済
能力を実証し、すべての参加者にとって演習プ
ログラムをより挑戦的なものにするために、緊急演習プログラムに要素を追加してその範囲を拡大するよう、連邦及び州の担当者と取り得る選択肢を引き続き検討すべきである。

11. 放射性 S19

安全又はセキュリティへの影響を評価するた 対応済

物質の輸送めに収集される非原子力分野の情報を含むよ
うに、NRC の運用経験部門の手順書を更新すべきである。
S20

NRC は、産業界が安全/セキュリティ間のイン 対応済
ターフェースの問題を効果的に調整する事を確実にするための行動を取るよう奨励するよ
う、さらなる行動を取るべきである。

- 43 -

別添５2014 年 アメリカ IRRS フォローアップミッションでの新規勧告・提言

内容分野
5. 許認可R（勧告）、 内容
対応状況
S（提言）
SF1
NRC は、運用から廃止措置への秩序ある移行を 対応済
促進し、この主題に関する現在のスタッフの知識と経験がプロセスと規制に組み込まれたままであることを保証するために、統合された規則制定と対応する指針の開発を検討すべきである。

- 44 -

別添６
要件
1

SSR-1 立地評価要件とアメリカの国内規則の比較

内容
アメリカ国内法の記載
要件 1： 原子炉等施設の立地評価における 10 CFR 100.1(c)で、立地の考慮すべき要因
安全目標と基準として、通常運転と想定事故による原子炉等施設の立地評価における安全目標 放射線量が許容できるほど低くなること、は、電離放射線の有害な影響から人及び環 そして、発電所の設計において自然現象と境を防護することを実証するための適切な 潜在的な人為的危険が適切に考慮される情報を提供するために、原子炉等施設の安 ことなどが重要であることを謳っている。
全に影響を与える可能性のある自然及び人
為的に誘発された外的ハザードの特性評価をすることでなければならない。
2

要件 2： 立地評価のためのマネジメントシ NRC は、数多くの分野の規制活動を行う事
ステムの適用で包括的な判断をし、マネジメントとして立地評価は、マネジメントシステムに従っ Regulation Guide を必要に応じて出す事で、て、包括的、体系的、計画的、及び文書化さ 体系的・計画的・文書化された方法で評価しれた方法で実施されるものでなければなら ている。
ない。
3

要件 3： 原子炉等施設の立地評価の範囲

10 CFR 100.20 で、NRC がその立地を容認

立地評価の範囲には、緊急時対応措置が必 するか決定する際の要素として、(b)で人に要となる可能性のある事故を含む、すべて 関連するハザード（空港、ダム、輸送ルーの運転状態と事故状態に対して、サイトに ト、軍事、化学施設など）、(c)で地震学、関連する要因、及びサイトと施設の間の相 気象学、地質学、水文学を含むサイトの物互作用に関連する要因を包含しなればなら 理的特性をあげている。
ない。
4

要件 4： サイト適合性

10 CFR Part 100 において、サイトの適合性

サイトの適合性は、立地評価の初期段階で に関する初期の評価、また、10 CFR Part 54
評価され、計画された原子炉等施設の存続 において、認可更新時における評価を求め期間にわたって確認されなければならな ている。
い。
5

要件 5： サイトと地域の特性

10 CFR Part 51 にて人と環境に対する放射線サイトと地域は、原子炉等施設の安全に影 の影響の調査を求めている。
響を与える可能性のある特性、及び人と環境に対する原子炉等施設の潜在的な放射線影響に関して調査されなければならない。
6

要件 6： サイト固有のハザードの特定

10 CFR 100.21 の (d) にて、気象、地質、地

自然現象、人為事象、及び地域に影響を与え 震、水文学を含むサイトの物理的特性からる可能性のある人間活動によって評価され くる危険性に関して、(e) にて、近隣の輸送
る潜在的な外的ハザードは、スクリーニン ルート、産業、軍事施設に関連する危険性
グプロセスを通じて特定されなければなら に関して、それぞれ評価することと、それ- 45 -

ない。

により立地に過度のリスクが無いようにすることが求められている。

7

要件 7： 自然及び人為的に誘発される外的 10 CFR 50.34 にて、予備安全評価報告書でハザードの評価は、その安全性評価において、原子炉の設

原子炉等施設の安全に対する自然及び人為 計・建設・運転を通して評価する事が求め外的ハザードの影響は、原子炉等施設の存 られている。予備安全評価報告書には、自続期間にわたって評価されなければならな 然及び人為外的ハザードの影響も考慮す
8い。

る事が求められている。

要件 8： サイト防護のための措置

10 CFR 50.47(a)に、放射線緊急事態が発生

原子炉等施設の計画された設計が、自然及 した場合の防護措置について、公衆の健康び人為的に誘発された外的ハザードの影響 と安全を守る適切な措置を取れるだろう事に安全に耐えることができない場合、サイ を保証するよう求めている。
ト防護措置の必要性が評価されなければならない。
9

要件 9： 同一サイト又は隣接サイトにある NRC オーダー EA-12-049 によって複数号
複号機の原子炉等施設の立地評価

機での事故を含む設計基準を超える事象の立地評価では、同一サイト及び隣接サイト 検討がなされ、その検討が 10 CFR 50.155 ににある複号機の原子炉等施設に影響を与え 反映された。
る、自然及び人為に誘発された外的ハザー
ドの可能性を考慮しなければならない。
10

要件 10： ハザードとサイト特性の経時変化 10 CFR 50.71 において、最終安全評価報告
外的ハザードとサイトの特性は、時間の経 書の定期的な見直しが求められている。
過とともに変化する可能性という観点から評価されなければならず、これらの変化の潜在的な影響が評価されなければならない。

11

要件 11：最終的な熱の逃し場（最終ヒート 10 CFR 50.155(b) (1)において、設計基準外
シンク）を必要とする原子炉等施設の最終 外部事象による最終ヒートシンクの喪失
ヒートシンクに関する特別な考慮事項への考慮と、それに対する緩和の戦略及び最終ヒートシンクを必要とする原子炉等施 指針を検討するよう求めている。
設のサイト固有の自然及び人為に誘発される外的ハザードの評価では、最終ヒートシ
ンクの利用可能性と信頼性に影響を与える
可能性のあるハザードを考慮しなければならない。
12

要件 12： 原子炉等施設が人と環境に及ぼす 10 CFR 100.21(a)において、全ての立入禁止
潜在的な影響区域と低人口ゾーンを設ける事を義務付け

緊急時対応措置を必要とする事故を含む、 るとともに、事故時を含む放射線量の拡散
運転状態及び事故状態に対する原子炉等施 パラメータを確立するよう求めている。
設の地域への潜在的な放射線影響を決定す- 46 -

る際には、原子炉等施設の設計とその安全上の仕組みを考慮して､放射性物質の潜在的な放出を適切に推定しなければならない。
13

要件 13： 効果的な緊急時対応措置の計画立 10 CFR 100.21(g)において、緊急時避難計画
案の実現可能性の策定に重大な障害をもたらす可能性があサイト及び外部ゾーンでの効果的な緊急時 る、提案されたサイトに固有の物理的特性
対応措置の計画立案の実現可能性は、サイ を特定するよう求めている。
ト及び外部ゾーンの特性、並びに運転の先立って完全な緊急時の取決めの確立を妨げる可能性のある外部事象を考慮して評価されなければならない。
14

要件 14： 原子炉等施設の立地評価における 10 CFR 100.20 においてサイト評価時に考データ収集

慮する要因として、サイトの周囲を含めた

自然及び人為的に誘発された外的ハザード サイト環境・特性の評価と、外的ハザードの評価を実行し、原子炉等施設の安全に対 を含む様々な評価を求めている。
する環境の影響と、原子炉等施設の人及び環境への影響の両方を評価するために必要なデータが収集されなければならない。
15

要件 15： 活断層の評価

10 CFR 100 に対する付属書 A において、活特定のサイズよりも大きく、サイトから特 動する可能性があるとする断層の定義がな定の距離内にあり、安全に重要な地質断層 され、また、各サイトが地震による影響を考は、これらの断層が活断層と見なされるか 慮すべき断層を、そのサイトから断層までどうかを特定するために評価されなければ の距離と断層の長さによって決定するようならない。活断層については、地震動及び/ 求めている。
又は断層変位のハザードに関する原子炉等施設の安全に対する潜在的な課題が評価されなければならない。
16

要件 16： 地震動ハザードの評価

10 CFR 100 に対する付属書 A の特に VI 工

地震動ハザードの評価は、原子炉等施設の 学設計への応用において、地震動に対する構築物、系統及び機器の耐震設計又は安全 影響の評価・試験方法について示している。
の機能向上に必要な入力情報及び原子炉等施設の存続期間中に必要な決定論的及び/又は確率論的安全解析を実施するための入力情報を提供するために実施されなければならない。
17

要件 17： 火山ハザードの評価

RG-4.26「原子力発電所建設予定地の火山ハ

原子炉等施設の安全に影響を与える可能性 ザード評価」によって、指針を示している。
のある火山活動によるハザードが評価されなければならない。

- 47 -

18

要件 18： 極端な気象ハザードの評価

10 CFR 100.20 にて、安全解析に必要な、又原子炉等施設の安全に影響を与える可能性 は発電所の設計に影響を与える可能性があのある極端な気象ハザードとそれらのあり る気象特性 (予想される最大風速や降水量
うる組合せが評価されなければならない。

など) を特定し、特性を明らかにするよう求
めている。

19

要件 19： まれな気象事象の評価

10 CFR 50 に対する付属書 A の基準 2 にて、雷、竜巻、サイクロンなどのまれな気象事象 地震、竜巻、ハリケーン、洪水、津波、地震の発生の可能性が、その過酷度と頻度に関 などの自然現象の影響に耐えるような設計する情報を含めて評価されなければならな 基準であることが求められている。
い。
20

要件 20： 洪水ハザードの評価

要件 19：まれな気象事象と同様ありうる組合せを含め、自然及び人為的に誘発された事象を考慮して、洪水によるハザードが評価されなければならない。
21

要件 21： 地表面下の地盤工学的特性と地質 10 CFR 100 に対する付属書 A「原子力発電
学的特徴

所の耐震性及び地質学的立地基準」におい

地表面下の地盤工学的特性と地質学的特徴 て、サイト及び周辺地域の岩石学的、層位学が調査されなければならず、地表面下の地 的、水文学的及び構造的な地質条件（その地
盤の変動性と不確実性を考慮したサイトの 質学的歴史を含む）を決定するよう求めて土壌と岩石のプロファイルが導出されなけ いる。
ればならない。
22

要件 22： 地盤工学的ハザードと地質学的ハ 要件 21： 地表面下の地盤工学的特性と地質
ザードの評価学的特徴と同様

斜面の不安定性、陥没、沈下又は隆起、及び地盤の液状化を含む地盤工学的ハザード及び地質学的ハザード、並びに原子炉等施設の安全に対するそれらの影響が評価されなければならない。
23

要件 23： その他の自然ハザードの評価

要件 18： 極端な気象ハザードの評価と同様

その地域に特有で、原子炉等施設の安全に影響を与える可能性のあるその他の自然現象が調査されなければならない。
24

要件 24： 人為事象に付随するハザードの評 要件 16：地震ハザードと同様
価
サイト又は地域での人為事象に付随するハ
ザードが評価されなければならない。

25

要件 25： 放射性物質の飛散

10 CFR 50.34 にて、運転中及び事故時に放運転状態及び事故状態で原子炉等施設から 射性物質がオフサイトに影響を与える範放出された放射性物質の空気中及び水中へ 囲について評価する事となっている。水中の飛散が評価されなければならない。

- 48 -への飛散に関しては 50.34a, 50.36a で示し

ている。
26

要件 26： 人口分布と公衆被ばく

人口分布の考慮に関しては、10 CFR 100.20、原子炉等施設の存続期間にわたる地域内の 周囲の環境を含めた最終安全評価報告書の既存及び予測される人口分布が決定されな 定期的な更新は 10 CFR 50.71 に定められてければならず、運転状態と事故状態の両方 いる。
で、放射性物質の放出が公衆に及ぼす潜在的な影響が評価されなければならず、また定期的に更新されなければならない。
27

要件 27： 地域の土地と水の利用

土地と水の利用に関する特性評価は 10

原子炉等施設が地域に及ぼす潜在的な影響 CFR 20.1406 において汚染の最小化というを評価するために、土地と水の利用が特性 形で求められている。また、10 CFR Part 50の付属書 I にて、ALARA の範囲と放出物

評価されなければならない。

中の放射性物質の濃度に関する数値目標を示している。
28

要件 28： 外的ハザードとサイト状態のモニ 10 CFR 50.71 において、最終安全評価報告
タリング

書の定期的な見直しが求められている。

原子炉等施設の許認可及び安全な運転に関連するすべての自然及び人為的な外的ハザード及びサイト状態は、原子炉等施設の存続期間にわたって監視されなければならない。
29

要件 29： 外的ハザードとサイト状態の評価 要件 28： 外的ハザードとサイト状態のモニすべての自然及び人為的な外的ハザード及 タリングと同様
びサイト状態は、運転経験及び新しい安全関連情報を適切に考慮して、定期安全レビ
ューの一環として、及び原子炉等施設の存続期間を通じて適切に運転組織によって定期的に見直されなければならない。

- 49 -

別添７

アメリカでの原子炉に関する許認可プロセス（平成 28 年度報告書 第 1 章 2. (3)-5 参照）
アメリカの連邦規制 10 CFR Part 50 に基づく従来の許認可プロセスは、建設許可（CP:Construction Permit）と運転認可（OL: Operating License）の 2 段階から成る。プロセスの流れを図 アメリカ-2 に示す。

図 アメリカ-2 10 CFR Part 50 に基づく従来の許認可プロセスの流れ（出典：参考文献

諸外国における原子力発電所の安全規則に係る法制度 － 平成 22・23 年度原子力行政に係る法的問題研究班研究報告書、日本エネルギー法研究所、2013 年 1 月より）
事業者は建設許可を申請し、NRC による審査と公聴会の開催を経て建設許可が発給される。事業者は施設の建設後、運転認可を申請する。NRC は審査を行い，必要に応じて公聴会を開催した後，運転を認可する。
従来の 2 段階の許認可手続きでは、事業者が多額の投資をして施設を建設した後、改めて運転認可を取得しなければならなかった。このことは許認可手続きの遅れを招き，また，第2 段階の手続きに不確定な要素を残すことにより，事業者にとっての費用負担や規制リスクを増大させる原因になっていた。
そこで NRC は 1989 年、規制の効率性と許認可プロセスの予測可能性を向上させるため、新しい許認可手続きを 10 CFR Part 52 として定めた。新しい許認可手続きでは、早期サイト
許可（ESP: Early Site Permit）と設計認証（DC: Design Certification）を別個に行い、審査後に、建設・運転一括許認可（COL: Combined License）を発給して建設を開始し、検査・試験・解析・許容基準（ITAAC）を満たしていることを確認した後、運転を認可する。
・設計認証（DC）：具体的なプラントの建設とは無関係に標準的な原子炉の設計を認証するものであり、有効期間は 15 年間である。さらに 10～15 年間の更新が可能である。
これまでに DC が発給された原子炉と審査中の原子炉を、表 アメリカ-8 及びアメリカ-9 に示す。

- 50 -

表 アメリカ-8 DC が発給された原子炉
DesignAdvanced Boiling Water Reactor (ABWR)
Advanced Power Reactor 1400 (APR1400)

ApplicantGeneral Electric (GE) Nuclear Energy
Korea Electric Power Corporation and Korea
Hydro & Nuclear Power Co., Ltd
ABWR Design Certification Rule (DCR) South Texas Project Nuclear Operating
Amendment
Company
System 80+
Westinghouse Electric Company
Advanced Passive 600 (AP600)
Westinghouse Electric Company
Advanced Passive 1000 (AP1000)
Westinghouse Electric Company
Economic Simplified Boiling-Water Reactor GE-Hitachi Nuclear Energy(ESBWR)
NuScale Power Module
NuScale Power, LLC
表 アメリカ-9 DC 審査中の原子炉
DesignApplicant

U.S.EPR
AREVA NP, Inc.
U.S. Advanced Pressurized-Water Reactor Mitsubishi Heavy Industries, Ltd.
(US-APWR)
ABWR Design Certification Renewal
GE-Hitachi Nuclear Energy
Toshiba Corporation Power Systems Company の ABWR Design Certification Renewal は、2016 年
6 月に審査を取下げている。
・早期サイト許可（ESP）：具体的なプラントの設計から独立して、プラントの建設予定サイ
トの適性についてのみ審査を行い、早期に許可を発給するものである。NRC はサイトの安
全性、環境影響や緊急時対応について審査を行う。許可は 10～20 年間有効である。
これまでに ESP を発給されたサイト、審査中のサイトを表 アメリカ-10 及びアメリカ-11 に示す。
ESP を発給されたサイト

表 アメリカ-10
Site
Clinton ESP Site
Grand Gulf ESP Site
North Anna ESP Site
Vogtle ESP Site
PSEG Site

ApplicantExelon Generation Company, LLC
System Energy Resources Inc.
Dominion Nuclear North Anna, LLC
Southern Nuclear Operating Company
PSEG Power, LLC, and PSEG Nuclear, LLC(PSEG)
Tennessee Valley Authority (TVA)

Clinch River Nuclear Site
表 アメリカ-11
Site
Victoria County Station*

ESP 審査中のサイト
ApplicantExelon Nuclear Texas Holdings, LLC (Exelon)- 51 -

・建設・運転一括許認可（COL）：事業者が施設建設後に検査・試験・解析を実施し、一定の許容基準を満たしていることを確認すること（ITAAC）を条件に、建設許可と運転認可を一括して発給するものである。COL を申請する際、プラント建設予定のサイトに関して既に ESP が発給されていれば、ESP の手続きにおける審査結果を参照することができる。すなわち、ESP の手続きの段階で既に NRC の審査が済んでいる事項に関しては、COL の手続
きにおいて重複して審査されることはない。同様に、設置予定の原子炉の設計が既に DC を受けているものであれば、DC の手続きにおける審査結果を COL の申請手続きにおいて参照することができる。現在までに NRC に申請された COL の状況を表 アメリカ-12 に示す。
表 アメリカ-12

NRC が申請を受けた COL の状況

Proposed New Reactor(s)Aurora – Oklo Application

DesignAuroraApplicantOklo Power, LLC

Status却下

Bell Bend Nuclear Power Plant

U.S. EPR

PPL Bell Bend, LLC

取下げ

Bellefonte Nuclear Station, Units 3 AP1000
and 4
Callaway Plant, Unit 2
U.S. EPR

Tennessee Valley Authority 取下げ(TVA)AmerenUE
取下げ

Calvert Cliffs, Unit 3

U.S. EPR

Comanche Peak, Units 3 and 4
Fermi, Unit 3
Grand Gulf, Unit 3

USAPWR
ESBWR
ESBWR

Levy Nuclear Plant, Units 1 and 2

AP1000Nine Mile Point, Unit 3

U.S. EPR

North Anna, Unit 3

ESBWR

River Bend Station, Unit 3

ESBWR

Shearon Harris, Units 2 and 3

AP1000South Texas Project, Units 3 and 4

ABWR

Turkey Point, Units 6 and 7

AP1000Calvert Cliffs 3 Nuclear
Project, LLC and UniStar
Nuclear Operating Services,
LLC
Luminant
Generation
Company, LLC (Luminant)Detroit Edison Company
Entergy Operations, Inc.
(EOI)Duke Energy Florida, LLC(DEF)
Nine Mile Point 3 Nuclear
Project, LLC and UniStar
Nuclear Operating Services,
LLC (UniStar)
Dominion Virginia Power(Dominion)
Entergy Operations, Inc.
(EOI)Progress Energy Carolinas,
Inc. (PEC)
Nuclear Innovation North
America, LLC (NINA)
Florida Power and Light
Company (FPL)
ExelonNuclear
Texas
Holdings, LLC (Exelon)
South Carolina Electric & Gas

Victoria County Station, Units 1 ESBWR
and 2
Virgil C. Summer, Units 2 and 3
AP1000- 52 -

取下げ

保留中
Issued
取下げ
Issued
取下げ

Issued取下げ
保留中
IssuedIssued
取下げ
IssuedVogtle, Units 3 and 4

AP1000William States Lee III, Units 1 and AP1000
2(SCE&G)Southern Nuclear Operating Issued
Company (SNC)
Duke Energy
IssuedVirgil C. Summer, Units 2 and 3 は、建設計画が破棄されたため、COL は 2019 年 3 月 6 日をもって停止。
・検査・試験・解析・許容基準（ITAAC）：DC に記載された設計や DC に記載された設計と異なるか DC によっては対象とされていないために COL の申請書で別途コミットされた設計の内容が確実に実機の機器の製作や建設工程に反映されていることを確認するためのプロセスが必要になる。このプロセスとして、ITAAC が DC と COL の申請書に含められることに なり、安全 性を担保す る重要なパ ラメータの それぞれに 対しては、 適当な検査（Inspection）、試験（Testing）、解析（Analysis）を行い、予め設定した判定基準（許容基準：
Acceptance Criteria）に適合することが確認されることになっている。
また、NRC は、出力 300 MWe 以下の軽水炉の設計を、小型モジュラー炉 (SMR) として、上記と別に扱っている。NRC は、SMR 設計者とさまざまな申請前活動を行い、2020 年 8 月、
NRC はニュースケール社の SMR (50 MWe) の設計認証を行った。表 アメリカ-13 に NRC
が SMR について関与している、申請前、設計認証、及び標準設計認証活動を行っている設計者及び許認可申請の可能性があるもののリストを示す。
表 アメリカ-13
DesignNuScale US460

アメリカ NRC が受けた SMR に関する申請
Application Type

標準設計認証（SDA）,
Pre-Application
US460 at Idaho National Pre-Application
forLaboratory Site
Combined License

SMR-160

Pre-Application

BRWX-300

Pre-Application

BWXT mPower

Pre-Application- 53 -

Applicant
NuScale Power, LLC
Utah Associated Municipal
Power Systems (UAMPS) /Carbon Free Power Project(CFPP)
Licensing Lead:
NuScalePower, LLC
SMR, LLC, a subsidiary ofHoltec International
GE-Hitachi Nuclear Energy(GEH)
BWXT mPower, Inc.

別添８ アメリカ国内の放射性廃棄物インベントリ（放射性廃棄物安全条約 第 7 回 国別報告書 ANNEX D 参照）- 54 -

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