原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007_r4）

原子力規制庁
原子力規制部
検査監督総括課

目

次

1

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

2

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

3

重要度評価区分の考え方 ...................................................... 1

4

検査指摘事項の重要度評価手順 ................................................ 2

5

留意事項 .................................................................... 3

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） ................ 4添付１ 検査指摘事項の初期評価 .................................................. 6
添付２ 重要度評価・規制措置会合（SERP）の実施要領 ............................. 12
添付３ 重要度評価の申立て制度 ................................................. 15
添付４ リスク評価担当者に求められる役割 ....................................... 18

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
附属書 10 核燃料施設等における重要度評価ガイド

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

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
指摘事項の重要度評価区分の考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(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。
(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、不適切なメンテナンス手順）が、パフォーマンス劣化である。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。
(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後の重要度評価は、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

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

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド⊿CDF ＞ 10－４ （10－４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
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）(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を図るべき水準
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）(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）⊿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。実際の重要度評価は、添付１及び本ガイドの附属書により行う。
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
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。
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、本ガイドの添付１の手順及び附属書に沿って原子力検査官及び担当部門が検査評価室と協議の上、初期評価を行う。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。
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、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2

原子力安全に係る重要度評価に関するガイドあると判断された場合については、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」に沿って深刻度や規制措置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。
5

留意事項
検査指摘事項の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。

1

添付４参照。

3

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

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－重大な重要度

1E-4

1E-5
黄－中程度の重要度

1E-5

1E-6
白－小程度の重要度

1E-6

1E-7

緑－非常に低い重要度

CDF における増加（／yr）

CFF における増加（／yr）

注記：全ての監視領域及び重要度評価ガイド附属書へ適用されるのものではない。

4

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

○改正履歴
改正

改正日

改正の概要

０

2020/04/01

施行

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）○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）○記載の適正化２2022/06/16〇運用の明確化
・核燃料施設等の重要度評価の運用を明確化
・最新のNRCの検査ガイド（IMC0609 Attachment4）を反映〇記載の適正化３2023/06/09〇運用の明確化
・直流電源及び交流電源の対象を具体化（添付１ 表
２）〇重要度評価ガイド附属書4の改正内容を反映（添付１

表２）〇重要度評価ガイド附属書２の改正内容を反映
（添付
１

表３）

〇記載の適正化４2024/06/07〇記載の適正化5

備考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
1

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摘事項となり、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重要度評価の対象ではない。

2

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。
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。
(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。
(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。
）(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）(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）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
・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
・従業員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。

6

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド(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）の特定を行う。
2.3 適用する重要度評価手法（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。

7

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

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：

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：

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：

8

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

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。
発生防止□A.LOCA の起因となる事象（例：加圧器ヒータースリーブ、原子炉拡大防止・影響緩和□A.緩和系□A.燃料被覆管の健全性□崩壊熱除去機能の劣化

圧力容器貫通配管、制御棒駆動
機構ノズル、加圧器逃し弁及び閉じ込めの維持□反応度管理（例：許可されている出力限度の超過、制御棒の□短期炉心冷却機能の劣化

誤動作、不注意による原子炉

逃し安全弁からの原子炉冷却□一次系（例：安全注入系（PWR

材漏えい並びに、インタフェー

のみ）、主給水系、高圧炉心

ス・システム LOCA に関する事

注水系、原子炉隔離時冷却□異物排除プログラムの管理に項など）

系（BWR のみ）
、高圧系、低係る失敗（例：ルースパーツ）

圧系（PWR、BWR 両方））

冷却系の希釈又は冷水の注入）□B.プラントの擾乱に対する緩和□B. 過 渡 事 象 の 起 因 と な る 事 象□二次系（PWR のみ）（例：補機能としての原子炉冷却系（例：原子炉／タービン・トリ

助給水系、主給水系、主蒸気（RCS）バウンダリ（例：加圧ップ、外部電源喪失、主蒸気／逃し弁など）

熱衝撃など）

給水配管の劣化、内部火災、内部溢水など）□C.サポート系統に係る起因事象□長期炉心冷却機能の劣化（例：

注意：漏えいなど、このほかのECCS サンプ再循環、圧力抑制

全ての RCS バウンダリ

プールなど）

に関する事項は、発生防（例：非常用交流／直流電源母止の監視領域において線喪失、原子炉補機冷却水系喪□B.外部事象影響緩和系（例：地震失、海水系喪失及び制御用空気／火災／溢水／異常気象の防系喪失など）

護機能の劣化）□D.蒸気発生器伝熱管破断の起因となる事象考慮される。
□C.原子炉格納容器の閉じ込め□実際の破損又はバイパス（例：□C.原子炉保護系

貫通部シール、ISLOCA に関係する隔離弁、ベント及びパー□E.外部事象に係る起因事象（火災□D.消防隊ジ・システムからの漏えい、圧及び内部溢水に限定）

力抑制プールの機能維持に必要な構築物、系統及び機器の故障など）□熱除去、水素又は圧力制御系の劣化□D.制御室、補助建屋／原子炉建屋
又は使用済燃料建屋の閉じ込め。
□E.使用済燃料プール□未臨界状態の維持□使用済燃料プールの水量及び水温（例：冷却）□燃料取扱い9原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

重大事故等対処及び大規模損壊対処

従業員に対する放射線安全

公衆に対する放射線安全□重大事故等及び大規模損壊対応 □ALARA に関する計画又は作業の管 □放射性気体及び液体廃棄物の放の訓練計画の不遵守

理

出管理□実際の事象に対する実行の問題□被ばく又は過剰被ばくの問題□放射線環境監視□重大事故等対処設備の機能劣化□線量評価能力の劣化□管理区域境界の管理□核燃料物質等の管理□放射性物質の輸送
核物質防護

10

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

表３

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。
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。
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。
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。
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。
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模損壊対処に係る計画、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。又は、重大事故等、大規模損壊その他の不測の事態の発生又は発生のおそれ（緊急事態等）に対する実行に関係しているか。
□「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。

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。
□「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。

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。
□「いいえ」の場合は、以下に進むこと。

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。
□「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。
2.検査指摘事項は、以下の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。
（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。
□「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。

11

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド添付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
「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。

2

SERP による重要度評価の検討手順
2.1 暫定評価のための SERP の実施(1) SERP 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、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。
(2) SERP 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」の様式に沿って重要度等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等の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 評価結果の通知(1) SERP 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、暫定的な重要度等の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等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。
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。

12

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

2.4 意見聴取会後の SERP 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、深刻度又は重要度等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 SERP を開催する。
2.5 最終的な評価結果の通知(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。
(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
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。

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等の通知を行うべく、検討の計画を行う。

13

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

別紙

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月から施行された改正法では、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・規制措置会合（以下「SERP」という。
）を開催する。

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。
(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評価(2)重要度評価等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。
）(4)その他
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。
○担当部門管理官（主査）○検査監督総括課長○検査評価室長14

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド添付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」と読み替える。以下同じ。）の重要度等の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等の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。

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重要度評価等の結果に関して、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等を通知した後、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。
(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、SERP 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。

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等のプロセスが、「GI0007 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」等と一致しない、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、最終的な重要度等の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。
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

15

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

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等の結果を通知するま
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。
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。
(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) 重要度評価等結果の記載に不十分な点があるため、当該結果についてより詳細な説
明が必要(3) 重要度評価等の過程に問題があり、当該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。
(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、重要度評価等の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 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申立てに対する決定書案及び重要度評価等の結果（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。

16

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

別紙

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。
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。

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。
(1)重要度評価等の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)重要度評価等の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。
○構成員
・原子力規制検査担当指定職（主査）・検査監督総括課長
・担当部門管理官
・検査評価室長17

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド添付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）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。
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、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(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。

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