参考３

事例③

使用施設における重要度評価事例（事例③）
件名

使用施設

グローブボックスにおけるバッグアウト作業中に発生した核燃料物質のグローブボックス外（作業室内）への飛散監視領域（小分類） 原子力施設安全－閉じ込めの維持
検査運用ガイド

BO2010 運転管理

検査項目

運転管理

検査対象

核燃料物質のグローブボックス外（作業室内）への飛散

検査種別

日常検査

検 査 指 摘 事 項 等 の 指摘事項（追加対応なし）
重要度／深刻度※ 深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

使用施設の粉末調整室において、核燃料物質を収納した貯蔵容器（以下「ステンレス缶」という。）を梱包する樹脂製の袋（二重）の交換作業において、袋の表面から汚染が検出されるとともに、粉末調整室のα線用空気モニタが吹鳴した。
粉末調整室では、9 名の作業員が樹脂製の袋の交換作業等を行っていたが、当該汚染による人体への影響はなく、環境への影響もなかった。

指 摘 事 項 の 重 要 度 [パフォーマンスの劣化]評価等

グローブボックス内からステンレス缶を搬出（以下「バッグアウト」という。
）する際、作業員が一重目の樹脂製の袋表面の外観確認及び汚染検査が不十分であった。そのため、一重目の樹脂製の袋に穴があることに気付かずに、グローブボックス外において二重梱包の作業を継続したことにより、核燃料物質の飛散に至った。
バッグアウトを行うに当たり、外観確認及び汚染検査の方法については、保安規定第Ⅲ編第 1 条（使用等における留意事項）
第 2 項の規定に基づき策定された基本動作マニュアルに定められており、自主基準を満足することに失敗している。また、当該マニュアルに沿って作業を実施していれば、核燃料物質のグローブボックス外への飛散を防止することができたと考えられることから、予防する措置を講じることは可能であった。
以上のことから、本件はパフォーマンスの劣化に該当する。
事例③―1

事例③[スクリーニング]
このパフォーマンスの劣化により、物理的設計バリアの一部喪失に至っており、放射性物質の放出に至るおそれのある事象の発生防止ができない状態にあったことは、「原子力施設安全－閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「ヒューマン・パフォーマンス」の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故また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、合理的保証をもたらすこと。
[重要度評価]「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロー（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目 I-A について、バッグアウトを行ったグローブボックスは異常発生防止の機能のうち閉じ込め機能を有する PS 候補施設にあたるものであり、許可等の事故のうち「グローブボックスの閉じ込め機能喪失時の評価」の条件に該当することから、“Yes（該当する）”と判断する。
評価項目 I-B について、事業者による安重施設の評価報告書によると、グローブボックスでの最大取扱量相当の 25.2 kgPuを想定した場合の一般公衆の実効線量は 7.4×10-3 mSv（7.4µSv）と評価されており、判断基準（50 µSv）を下回ることから、“No（超えていない）”と判断する。なお、当該ステンレス缶内の核燃料物質は、上記の取扱量未満である。
以上を踏まえ、重要度評価（初期境界評価）については、「追加対応なし」に該当すると判断する。
規制措置［深刻度評価］
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。

事例③―2

事例③

許可等の事故（事業者による安重施設の評価）

上記条件における
実効線量 7.4×10-3 mSv「平成２６年１２月１７日付け「「核燃料物質の使用に係る新規制基準の施行に伴う報告書の提出について（指示）」に対する報告について」（２６原機（安）１０１）」を引用。一部加筆。

事例③―3

事例⑤

使用施設における重要度評価事例（事例⑤）
件名使用施設 低放射性グローブボックス内の火災事象監視領域(小分類）

原子力施設安全－発生防止

検査運用ガイド

BO2010 運転管理

検査項目

運転管理

検査対象

低放射性グローブボックス内での火災発生

検査種別

日常検査

指摘事項の重要度

指摘事項（追加対応なし）／深刻度※ 深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

使用施設に設置されている低放射性グローブボックス（以下「ＧＢ」という。
）内部の廃棄物整理作業実施中、ＧＢ内にある可燃性固体廃棄物を内包したポリ塩化ビニル製のバッグ内から煙が出ていることを作業員が発見した。作業員は状況を確認し、煙が多くなってきたことから粉末消火剤（ＧＢ内に設置）を準備していたところ、当該容器内から出火した。作業員は直ちに公設消防等に通報するとともに、粉末消火剤を使用し消火を行ったところ、一旦、火は消えたがその後、再び火が出たた
め、ＧＢ火災用の炭酸ガス消火器（ＧＢ外に設置）のノズル部をグローブに差し込み、ＧＢ内に炭酸ガスを噴霧し消火を行った。当該消火器による消火は 2 度行われ、その後、更なる安全対策として純水による消火（冷却消火）を行った。
炭酸ガス消火器を用いた消火活動の際、ＧＢ内に炭酸ガスを噴霧したことによりＧＢ内差圧が一時的に正圧となった。
本事象で焼損したのは、廃棄物容器及び内容物のみで、核燃料物質が入った密封容器及びＧＢ本体に影響はなかった。また、排気ダストモニタ、モニタリングポスト等の測定値から、本事象による周辺環境への影響はなかった。
事象発生当時、作業者は、ウラン／プルトニウム分離作業の前準備として器具等の整理作業及び廃棄物の片付けを実施しており、ＧＢ内部床面にこぼれていた粉末消火剤（粉末消火剤の定期点検時、保管用の缶の中身を確認し、固まったものをほぐした際、こぼれたもの）一つまみを回収し、廃棄物容器に投入した。GB 内ではウラン／プルトニウム分離作業において硝酸を使用しており、その際こぼれた硝酸はウエスにより拭き取ら
事例⑤―1

事例⑤れた後、廃棄物容器内に捨てられており、その後の検証実験を含めた調査の結果、廃棄物容器中の内容物に残存又は付着していた試薬である硝酸が、廃棄物整理作業中に廃棄物容器に投入した粉末消火剤（主成分：炭酸ナトリウム及び炭酸カリウム）と化学反応により発熱したこと及び当該反応により生じた生成物（硝酸ナトリウム及び硝酸カリウム）がさらに廃棄物容器中に残存又は付着していた試薬（アスコルビン酸等の還元剤）と反応し発熱したことが最も可能性の高い原因と使用者は判断した。
なお、ＧＢ内に設置している電熱ヒーターを用いたホットプレートの使用はなく、電源も供給されておらず、加熱源となるものはなかった。
指摘事項の重要度
評価等［パフォーマンスの劣化］
試薬等が内容物として残存又は付着した状態で廃棄物容器中に廃棄していたこと、粉末消火剤の安全データシートには、「１６．その他の情報」として、「製品使用者が特殊な取扱いをされる場合は用途、使用法に適した安全対策を実施の上、製品を使用してください。
」と規定されていることに関し、ＧＢ内で使用する粉末消火剤の選定にあたり、当該ＧＢ内で使用する試薬等の考慮が不足していた。
保安規定第１６条（設備の操作等に係る下部規定）は「各課長は、この規定を効果的かつ円滑に運用するため、次の事項に関する下部規定の作成及び改廃を行う。
（１）使用施設（略）の設備の操作に関すること（略）」としており、これに基づく「使用施設安全作業要領」第２章１．基本的注意事項（１０）項には管理区域内作業における化学薬品を安全に取り扱うための要求事項(化学物質の安定性及び反応性に起因する火災や爆発等の事故を防止するため適切な措置を講じるようマニュアルに定めること)を定めているが、本件はこうした規定を満たしておらず、保安規定を満足することに失敗している。また、硝酸が付着している廃棄物中に炭酸ナトリウムを主成分とする粉末消火剤を接触させた場合、化学反応により発熱が生じることは合理的に予測可能であり、予防する措置を講ずることは可能であった。
以上のことから、本件はパフォーマンス劣化に該当する。

事例⑤―2

事例⑤

［スクリーニング］
このパフォーマンス劣化によりＧＢ内で火災を発生させたことは、使用施設の「原子力施設安全－発生防止」の監視領域（小分類）の「手順書の品質」の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：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。
［重要度評価］「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロ－（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目Ⅰ-A について、ＧＢ内火災は、安重評価（及び最大想定事故）の条件に該当しないことから、 “No（該当しない）”と判断する。
評価項目Ⅰ-C について、本事象による周辺環境への影響はな
く、モニタリングポスト等の測定値は平常の変動幅の範囲であったことから、“No（上昇はなかった）”と判断する。
以上を踏まえ、重要度評価（初期境界評価）については、「追加対応なし」に該当すると判断する。
規制措置［深刻度評価］
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。

事例⑤―3

事例⑦

使用施設における重要度評価事例（事例⑦）
件名使用施設 気体排気設備の排風機停止

監視領域（小分類） 原子力施設安全－閉じ込めの維持
検査運用ガイド

B02010 運転管理

検査項目

運転管理

検査対象

核燃料物質等のセル外（作業室内）への漏洩

検査種別

日常検査

検査指摘事項等の指摘事項（追加対応なし）

重要度／深刻度※深刻度については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

セル排気設備の電気部品の故障により当該セルの排風機が停止し、セルの負圧維持が出来なくなった。隣接するセルの排気設備は正常であったことから、隣接するセルとの開口部を開放し、当該セルの負圧を隣接セルの負圧により維持したが、一時的に当該セルの負圧維持が出来なかった。

指 摘 事 項 の 重 要 度 [パフォーマンスの劣化]
評価等

故障した電気部品は老朽部品であり日常点検による予兆監視、老朽部品に対する予防保全が不十分であった。そのため当該電気部品の故障が発生してからの対応となり、セルの負圧維持を損ねることとなった。このため、保安規定に定めるセルの常時負圧維持を満足することに失敗している。また、保守管理を適切に実施することで当該電機部品の故障を防止することができたと考えられることから、予防する措置を講じることは可能であった。
以上のことから、本件はパフォーマンスの劣化に該当する。
[スクリーニング]
このパフォーマンス劣化により、物理的設計バリア(セルの閉じ込め機能)の一部喪失に至っており、放射性物質の放出に至るおそれのある事象の発生防止が出来ない状態にあったことは、「原子力施設安全－閉じ込めの機能」の監視領域（小分類）の「設備のパフォーマンス」(排風機)の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：物理的設計バリア（セル、建屋
事例⑦―1

事例⑦等）が事故また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、合理的保証をもたらすこと。
[重要度評価]「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロー（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目Ⅰ-A について、本事象は、セルの閉じ込め機能の喪失に至る恐れがあるものの、許可等の事故の条件に該当しないことから、 “No（該当しない）”と判断する。
評価項目Ⅰ-C において、モニタリングポストの測定値は有意な上昇はなく、平常の変動幅の範囲内であったことから、 “No（上昇はなかった）”と判断する。
以上を踏まえ、重要度評価（初期境界評価）については、「追加対応なし」に該当すると判断する。
規制措置[深刻度評価]
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。

事例⑦―2

事例⑨

使用施設における重要度評価事例（事例⑨）
件名使用施設 焼却炉外での火災監視領域(小分類）

原子力施設安全－発生防止

検査運用ガイド

BO2010 運転管理

検査項目

運転管理

検査対象

焼却炉外での火災発生

検査種別

日常検査

検 査 指 摘 事 項 等 の 指摘事項（追加対応なし）
重要度／深刻度※ 深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

使用施設の放射性廃棄物処理施設には焼却設備があり、ここでは使用施設で発生した低レベル放射性廃棄物のうち焼却可能なものを受け入れ、焼却処理を行なっている。本来の手順では、まず焼却炉に繋がる廃棄物投入口（エアロック部）の頂部の蓋を開いて廃棄物容器を投入し、次に頂部の蓋を閉じ、さらに投入口の底部にある 2 枚合わせの保護扉とそのすぐ下の断熱シールドを開いて、廃棄物容器を焼却炉の中に導き入れるようになっている。
2 つの廃棄物容器を重ねて投入した後、断熱シールドと 1 枚の保護扉は開いたが、もう 1 枚の保護扉が材料劣化により開かなかったため、これらの廃棄物容器は問題の保護扉の上に引っ掛かったまま投入口の中に留まり焼却炉の中に入らなかった。
作業員は、5 分後に廃棄物容器が引っ掛かったままであることに気付かずに、手動操作で断熱シールドを閉じた。焼却炉の燃焼によって問題の保護扉が加熱されると、これと接していた廃棄物容器のうちの下の 1 つが発火し、さらに投入口の温度が上昇した。
作業員は、火災時の手順書に従い、投入口の温度が「限界値：高」に達した時点で消火水スプレイシステムを起動し、さらに投入口の温度が「限界値：極高」に達した時点で窒素ガス消火システムを起動した。これらの自動消火システムによって、発火しなかった上の方の廃棄物容器を安全な状態に導くことはできたが、発火した下の方の廃棄物容器を安全な状態に導くことはできなかった。そのため作業員は、携帯消火器を使用し、発火した下の方の廃棄物容器を効果的に消火して、ようやく安事例⑨―1

事例⑨全な状態に導くことができた。
なお、放射性物質の環境への放出はなく、作業員の被ばくはなかった。
指 摘 事 項 の 重 要 度 ［パフォーマンスの劣化］
評価等

焼却炉の保護扉は、施設管理実施計画において、メーカー推奨期間ごとに断熱材などを交換することとなっていた。しかしながら、当該部材は、メーカー推奨期間を上回る約10年にわたり、保守管理がなされておらず、自主基準（施設管理実施計画）を満足することに失敗している。また、焼却炉の保護扉を適切に点検等することは、保守管理するうえで当然のことであり、適切に保守管理をしていれば、廃棄物投入口と保護扉の間に廃棄物容器が引っかかることはなかったと考えられることから、予防する措置を講じることは可能であった。
以上のことから、本件はパフォーマンスの劣化に該当する。
［スクリーニング］
このパフォーマンスの劣化により、放射性物質の放出に至るおそれのある事象（火災）に至るおそれがあったことは、「原子力施設安全―発生防止」の監視領域（小分類）の「設備のパフォーマンス」（メンテナンス、バリア健全性）の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：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。
［重要度評価］「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロー（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目I-Aについて、本事象は、火災が継続した場合、焼却炉の閉じ込め機能の喪失に至るおそれはあるが、許可等の事故に当該設備の火災による閉じ込め機能の喪失に係る評価はないことから、“No（該当しない）”と判断する。
評価項目 I-C について、本事象による放射性物質の環境への放出はなく、ニタリングポストの測定値は平常の変動幅の範囲
事例⑨―2

事例⑨内であったことから、 “No（上昇はなかった）”と判断する。
以上を踏まえ、重要度評価（初期境界評価）については、「追加対応なし」に該当すると判断する。
規制措置［深刻度評価］
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。

事例⑨―3

事例⑩

使用施設における重要度評価事例（事例⑩）
件名使用施設 硝酸ウラニルの配管からの漏えい

監視領域(小分類）

原子力施設安全－閉じ込めの維持

検査運用ガイド

BM0110 作業管理

検査項目

作業管理

検査対象

硝酸ウラニルの配管からの漏えい

検査種別

日常検査

検 査 指 摘 事 項 等 の 指摘事項（追加対応なし）
重要度／深刻度※ 深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

使用施設において、配管から硝酸ウラニル溶液が僅かに漏えいしたことが確認された。当該配管は、2 つの部屋を繋ぐ配管であり、その配管部と下の漏えい受け皿に硝酸ウラニルが漏えいした痕跡が確認された。
漏えい発見後、漏えいの継続を防止するため、直ちに硝酸ウラニル溶液の移送を中断した。事業者は当該区域への立ち入りを制限した上で、漏えい拡散範囲が漏えい部位とその真下に限定されることを確認した。また追加の調査によって、漏えいした硝酸ウラニル溶液が雨水溝へ流入しなかったことを確認した。
事業者は問題の配管を調査し、漏えい部至近の狭い範囲で配管壁内側から腐食を生じていた痕跡を発見した（配管壁外側から腐食を生じていた痕跡はなかった）。
その後の調査で、当該配管は、耐腐食性の材料（ステンレス鋼）を使用することとなっていたが、工事の仕様において明確になっておらず、耐腐食性の低い材料を使用していたことが確認された。
なお、放射性物質の環境への放出はなく、作業員の被ばくはなかった。

指 摘 事 項 の 重 要 度 ［パフォーマンスの劣化］評価等

当該配管については、設計段階で、硝酸環境で使用されることを踏まえ、耐腐食性のある材料を用いることとしていた。しかしながら、調達管理において、仕様として明確化しておらず、耐腐食性のない材料により配管が施工されてしまった。
事例⑩―1

事例⑩

本検査気づき事項は、保安規定第○条品質マネジメントシス
テムのうち、調達に係る調達物品等の要求事項や調達物品等の検討を満足することに失敗している。また、使用環境を考慮した材料を用いる場合、調達において、設計に関する情報として明確にすることとなっており、適切な調達管理がなされていれば、腐食を抑えることができたと考えられることから、予防する措置を講じることは可能であった。
以上のことから、本件はフォーマンスの劣化に該当する。
［スクリーニング］
このパフォーマンスの劣化により、放射性物質の放出に至るおそれのある事象に至るおそれがあったことは、「原子力施設安全―閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「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）の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故また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、合理的保証をもたらすこと。
［重要度評価］「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロー（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
評価項目I-Aについて、本事象は、事業者による安重施設の評
価報告書にある「硝酸ウラニルの配管からの漏えい」の条件に該当することから、“Yes（該当する）”と判断する。
評価項目I-Bについて、事業者による安重施設の評価報告書によると、実効線量は3.6×10-6mSv（0.01μSv未満）と評価されており、判断基準（50μSv）を下回ることから、“No（超えていない）”と判断する。
以上を踏まえ、重要度評価（初期境界評価）については、「追加対応なし」に該当すると判断する。
規制措置［深刻度評価］
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。
事例⑩―2

事例⑩

許可等の事故（事業者による安重施設の評価）
硝酸ウラニルの配管からの漏えい

事例⑩―3

事例⑰

使用施設における重要度評価事例（事例⑰）
件名

使用施設 プールにおける集合体破損

監視領域(小分類）

原子力施設安全－閉じ込めの維持

検査運用ガイド

BO2010 運転管理

検査項目

運転管理

検査対象

プールにおける集合体破損

検査種別

日常検査

検 査 指 摘 事 項 等 の 指摘事項「SERP による評価」（暫定）重要度／深刻度※ 深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外
検 査 指 摘 事 項 等 の （省略）
概要
事象の説明

使用施設にある貯蔵施設において、使用済みの燃料集合体を取り扱っていた際、誤って落下させ、複数の燃料棒を破損させてしまった。
使用済みの燃料集合体の落下後、サービスエリアに設置されたエリアモニタの線量が上昇し、警報が発報した。運転員は、サービスエリア排気系統の運転を停止したが、風下方向にあるモニタリングポストの線量は、通常時のバックグランドレベル約 50[nGy/h]に対して、一時的に約 200[nGy/h]まで上昇した。
その後の調査で、放出された主な放射性物質は、解析によってクリプトン-85 であると評価された。
なお、作業員の被ばくは約 5 [μSv]であった。

指 摘 事 項 の 重 要 度 ［パフォーマンスの劣化］
評価等

保安規定第○条（手引の作成）は、使用の管理に関する事項
について手引を作成することを、第○条（重要な設備等の操作）は、使用の管理に関する事項として、保安上重要な設備等の操作について作成した手引に基づき行うことを求めている。
保安規定第○条に基づき作成された手引では、プールにある燃料集合体をセルに移動する場合、燃料集合体のハンドル部に燃料移送装置のフックでつかみ、ラッチされていることを確認した後、燃焼集合体を持ち上げて移動することとなっていた。
しかしながら、運転員は、ラッチされているものとの思い込みのもと、ラッチされていることを確認せず、中途半端に燃料集合体のハンドル部にフックが引っかかった状態で燃料集合体を持ち上げてしまった。結果として、移送中に燃料集合体が事例⑰―1

事例⑰

落下してしまい、複数の被覆管が破損してしまった。
本検査気付き事項は、保安規定第○条（重要な設備等の操作）の要求事項を満足することに失敗している。手引とおりに燃料集合体を移送していれば、燃料移送装置の落下防止機構により燃料集合体の落下を防止できたと考えられることから、予防する措置を講じることは可能であった。
以上のことから、本件はフォーマンスの劣化に該当する。
［スクリーニング］
このパフォーマンスの劣化により、放射性物質の放出に至ったことは、「原子力施設安全―閉じ込めの維持」の監視領域（小分類）の「ヒューマン・パフォーマンス」（手順書の遵守）の属性に関連付けられ、その目的に悪影響を及ぼしており、検査指摘事項に該当する。
監視領域（小分類）の目的：物理的設計バリア（セル、建屋等）が事故また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、合理的保証をもたらすこと。
［重要度評価］「使用施設における重要度評価（使用施設の簡易評価フロー（案））」に基づき、検査指摘事項の重要度を評価した。
放射性物質の閉じ込めに関して、気体の放射性物質の放出が確認されており、本スクリーニング手順に関わらず、「SERPによる評価」が選択され、SERPにおいて丁寧に評価することとなる。
なお、簡易評価フロー（案）を適用した場合は以下のとおり。
評価項目I-Aについて、本事象は、使用済燃料集合体の一部の燃料棒が破損し、閉じ込め機能の喪失により建屋外に放射性物質が放出されたものであり、事業者による安重施設の評価報告書にある「建屋内排気系統閉じ込め機能喪失」の条件に該当することから、“Yes（該当する）”と判断する。
評価項目I-Bについて、事業者による安重施設の評価報告書によると、実効線量は2.1×10-1mSvと評価されており、判断基準（50μSv）を上回ることから、“Yes（超えている）”と判断する。
事例⑰―2

事例⑰

評価項目Ⅱ-Aについて、放出された主な放射性物質はクリプトンであることを踏まえると、建屋や排気系統による放射性物質の放出低減が見込めず、閉じ込めのための防護策の残りはなかったことから、“Yes（1以下）”と判断する。
このように、簡易評価フロー（案）を適用した場合においても、重要度評価（初期境界評価）については、「SERPによる評価」が選択され、SERPにおいて丁寧に評価することとなる。
規制措置［深刻度評価］
深刻度評価については、本事例検討会の検討対象外。

事例⑰―3

事例⑰

許可等の事故（事業者による安重施設の評価）「平成２６年１２月１７日付け「「核燃料物質の使用に係る新規制基準の施行に伴う報告書の提出について（指示）」に対する報告について」（２６原機（安）１０１）」を引用。一部変更。

事例⑰―4