資料４
資料３
令和３年度の原子力規制検査の運用実績等を踏まえた運用改善のためのガイド等の改正
令和４年６月８日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、令和３年度の原子力規制検査の運用実績等を踏まえ、原子力規制
検査等実施要領及び重要度評価に係るガイドの改正の了承について諮るとともに、その他のガイドの改正について報告するものである。
２．原子力規制検査等実施要領及びガイドの改正（了承事項）
別紙１－１「原子力規制検査等実施要領 新旧対照表」、別紙１－２「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）」及び別紙１－３「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）」のとおり改正することを了承いただきたい。主な改正内容は以下のとおり。
（１）原子力規制検査等実施要領（NPK001）①原子力検査官が事業所等に立ち入るときの身分証明書の携帯及び管理に関する記載を加える。
②核燃料施設等の安全実績指標に係る重要度分類の名称について、事業者からの指摘1を踏まえ、以下のように見直す。
改正前：「指摘事項（追加対応なし）」「指摘事項（追加対応あり）」
改正後：「追加対応なし」「追加対応あり」2（２）原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）
令和３年度第 65 回原子力規制委員会にて報告したウラン加工施設の重要度評価手法 3 について 、「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド（GI0007）」の「附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド」を新た
に設ける。

1

令和４年３月 29 日 第８回検査制度に関する意見交換会合 資料１－２ 事業者意見に対する対応方針（参考１を参照）
2
追加対応とは、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）第３条第２項に基づき行う追加検査など重要度を踏まえた原子力規制委員会による対応のことをいう。
3
令和４年２月 16 日 令和３年度第 65 回原子力規制委員会 資料４ ウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニング手順の検討結果の報告（参考２を参照）-1-

（３）検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008）
令和３年度第 62 回原子力規制委員会にて了承された火災感知器に係る対応方針4を踏まえ、火災感知器の設置位置に関するパフォーマンス劣化の判
断時に、消防法の運用上認められている措置があることを留意する記載を加える。
なお、これらの改正については、事業者等との検査制度に関する意見交換会
合等でも議論し意見を反映したものであることを踏まえ、これまでと同様に、任意の意見募集を実施せず、原子力規制庁の内部決裁5により行うこととする。
３．その他のガイドの改正（報告事項）
令和４年度より運用を開始した原子力規制検査における労働基準監督署との連携に関すること、検査指摘事項の発見者を検査報告書に明記すること等、別紙２に示す内容について、以下に示すガイドを改正することを報告する。
○主に運用の明確化の観点で改正するガイド・共通事項に係る検査運用ガイド
・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
・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
・重要度評価等の事務手順運用ガイド
・基本検査運用ガイド 設計管理
・基本検査運用ガイド 動作可能性判断及び機能性評価
・基本検査運用ガイド 取替炉心の安全性・基本検査運用ガイド 運転員能力
・核物質防護に係る重要度評価に関するガイド○主に記載の適正化の観点で改正するガイド
・安全実績指標に関するガイド
・原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
・原子力規制検査における追加検査運用ガイド

附属書１～４、６～９4

令和４年 1 月 26 日 令和３年度第 62 回原子力規制委員会 資料３ 発電用原子炉施設に設置される火災感知器に係る火災防護審査基準の適用方針
5
令和元年 12 月 18 日 令和元年度第 49 回原子力規制委員会 資料５新検査制度に係る内規類の決裁区分等について-2-

・基本検査運用ガイド
・基本検査運用ガイド
・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
内部溢水防護
品質マネジメントシステムの運用
非該当使用者等-3-

（添付資料）
別紙１－１ 原子力規制検査等実施要領 新旧対照表
別紙１－２ 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）
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
別紙１－３ 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）
別紙２
報告対象ガイドの改正内容概要
参考１
事業者意見に対する対応方針（原子力規制庁） 第８回検査制度に関する意見交換会合資料１－２ 抜粋
参考２ウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニング手順の検討結果の報告 令和３年度第 65 回原子力規制委員会資料
４ 抜粋
参考３－１ 共通事項に係る検査運用ガイド（新旧対照表）
参考３－２ 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）参考３－３ 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）
参考３－４ 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）
参考３－５ 重要度評価等の事務手順運用ガイド （新旧対照表）
参考３－６ 基本検査運用ガイド 設計管理 （新旧対照表）
参考３－７ 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）
参考３－８ 基本検査運用ガイド 取替炉心の安全性 （新旧対照表）
参考３－９ 基本検査運用ガイド 運転員能力 （新旧対照表）
参考３－10 核物質防護に係る重要度評価に関するガイド （新旧対照表）
参考３－11 安全実績指標に関するガイド （新旧対照表）
参考３－12 原子力安全に係る重要度評価に関するガイド 附属書１～４、６～９（新旧対照表）
参考３－13 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）
参考３－14 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）
参考３－15 基本検査運用ガイド 内部溢水防護 （新旧対照表）
参考３－16 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）
参考３－17 基本検査運用ガイド 非該当使用者等 （新旧対照表）-5-

別紙１－１

原子力規制検査等実施要領 新旧対照表（下線を付し、又は破線で囲んだ部分は改正部分）
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 月日）（最終改正：令和３年７月 30 日）

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に示す確認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事業所への立入り、物件の検査、関係者への質問

は事業所への立入り、物件の検査、関係者への質問

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

（略）

（略）

2.1 （略）

2.1 （略）

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) （略）(1)（略）(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。

1-6-

(3) （略）(3) （略）

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

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段階に分類して行う。なお、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

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

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白、黄又は赤の結果が得られた場合には、その評価の結果を事業者に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細な情報する。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、これを踏まえた重要度評価の結果を当該事業者

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に通知する。

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。

重要度評価は表５－２に示すとおり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重要度評価により「追加対応※７あり」の結果が得られた場合には、その評価結果を事業分類して行う。

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細な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、これを踏まえた重要度評価の結果を当該事事業者に通知する。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業者に通知する。

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（核物質防護のため者に通知する。

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

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、これ価結果は、当該事業者に通知する。

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事業者に通知する。

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。

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※７ 「追加対応」とは、追加の検査（原子力規制検査等に関する規則（令和二年原子力規制委員会規

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。

則第一号）第３条第２項の追加検査を含む）のことをいう。
(3) （略）(3)（略）
2-7-

2.4 ～

2.6 （略）

2.4 ～

2.6 （略）

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※８。

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、各原子炉のただし、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。

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。

※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※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。

2.8 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事

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検査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置に関計画のほか、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、規則別表のとおり当該事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求める。※

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。※

９８① 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③ ３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は、事業者による安全活動の改善に係る取組状③ ３年間以上継続して第３区分が設定されている場合は、事業者による安全活動の改善に係る取組状

況等況等

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※９ 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※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回の原子力に係るものを除く。
）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

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 4141 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

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

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

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。

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3-8-

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白、黄又は赤としたもの、核燃料施設等については「追加対応あり」とした

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）としたもものについては、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、そのの内容を決定する。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、必要な手続をを取る。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、事業者の希望に応応じて公開の場（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

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）で意見見等を聴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

（略）

（略）

3.1 （略）

3.1（略）

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、原子力規制検査等に関する規則第６条の規定による証明書を適切に管理する。原子力検査官は、基本検査、追加検査及び特別検査にあたり事業所等に立ち入るときは、当該証明書を携帯していることを確認する。
(1) ～ (5) （略）(1) ～ (5) （略）(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
※10

との会議等

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※11）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。

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。

※10 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。
4-9-※11 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 （略）

3.3 （略）

4 （略）

4 （略）

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）

原子力規制検査等

原子力規制検査等
基本検査

追加検査

事業者の安全活動の実施・改善
更なる安全性向上

特別検査

基本検査

安全実績指標（放射線安全、核物質防護）の報告の受理①検査における気付き事項（気付き事項を検査指摘事項にするかを判断）②安全実績指標の値

追加検査

安全実績指標（放射線安全、核物質防護）の報告の受理①検査における気付き事項（気付き事項を検査指摘事項にするかを判断）②安全実績指標の値

評定結果による監視程度
懸念事項への重点的対応
リスクの大小に応じた軽重

重要度の評価※規制措置

が各監視領域に関連する活動目的を達成して結果の通知・公表
検査結果・評定結果（各々の重要度の評
価や評価理由、懸念事項の有無等を含む。）※指摘事項は重要度に応じて２段階に分類（表５－２）
規制措置
強制措置
許可取消し等、措置命令、報告徴収等

対応区分の設定と総合的な評定

重要度評価結果を踏まえ、事業者の安全活動
指導等
改善措置の実施、改善状況の報告等

検査指摘事項の評価
活動目的の達成状況の評価にリスク情報を活用

結果の通知・公表
検査結果・評定結果（各々の重要度の評
価や評価理由、懸念事項の有無等を含む。）※指摘事項は重要度に応じて２段階に分類（表５－２）

安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の評定結果による監視程度
懸念事項への重点的対応
リスクの大小に応じた軽重

重要度の評価※検査指摘事項の評価
活動目的の達成状況の評価にリスク情報を活用

強制措置
許可取消し等、措置命令、報告徴収
等事業者の安全活動の実施・改善
更なる安全性向上

特別検査

監視程度設定
対応区分の設定に対応

指導等
改善措置の実施、改善状況の報告等

いるかどうかを評価し、施設ごとに総合的に評定

対応区分の設定と総合的な評定
安全実績指標の値の分類及び検査指摘事項の監視程度設定評価結果を踏まえ、事業者の安全活動が各監

対応区分の設定に対応

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し、施設ごとに総合的に評定

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 条第２項

廃棄に関する確認法第 58 条運搬に関する確認法第 59 条第２項

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第１項

放射能濃度についての確認

法第 61 条の２

5

- 10 -

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

表２ 事業等ごとの検査対象事項の条文

同項第
２号

使用前
事業者
検査※

定期事
業者検
査

技術上
の基準

（略）

（略）

（略）

同項第３号

保安規
定

核物質
防護規
定

（略）

（略）

廃止措
置計画

許可取
消しに
よる廃
止措置

閉鎖措
置計画

（略）

（略）

（略）

放射能
濃度の
測定及
び評価
の方法
（略）

防護措
置

保安措
置

（略）

（略）

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

廃棄事
業者

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

第 57
条の６
第２項
（略）

（略）

（略）

（略）

使用者
核原料
物質を
使用す
る者

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

第 61 条の２の２
第１項第１号

同項第４号
事業所
外廃
棄・運
搬
第 58
条第１
項、第
59 条
第１項

同項第
２号

同項第３号

廃止措
置計画

許可取
消しに
よる廃
止措置

閉鎖措
置計画

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

使用前
事業者
検査※

定期事
業者検
査

保安規
定

核物質
防護規
定

技術上
の基準

（略）

（略）

（略）

（略）

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

廃棄事
業者

（略）

（略）

（略）

放射能
濃度の
測定及
び評価
の方法
（略）

防護措
置

保安措
置

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

第 57
条の７
第２項
（略）

（略）

（略）

製錬事
業者

使用者
（略）

同項第４号

（略）

核原料
物質を
使用す
る者

（略）

（略）

※使用者は使用前検査※使用者は使用前検査

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）

緑白

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、

緑

事業所
外廃
棄・運
搬
第 58
条第１
項・第
59 条
第１項

（略）

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、安全裕度の低下は小さいものの、規制関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）
6- 11 -

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、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

事業者の改善措置活動により改善すべき水準（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

次のいずれかに当たる水準

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、安全裕度の低下は小さいものの、規制追加対応あり指摘事項

関与の下で改善を図るべき水準（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

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）
区分

第１区分

第２区分

表６－１ 対応区分（実用発電用原子炉施設）
第３区分

第４区分

第５区分

区分

第１区分

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

施設の状態

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

施設の状態

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

評価基準

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

評価基準

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

・規則第３条第１項に係る基本検査・規則第３条第２項第１号に係る追加検査

（略）

（略）

（略）

・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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

検
査
対
応

項目

視点等

（略）

検
査
対
応

項目

（略）

視点等

（略）

（略）

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）

表６－２ 対応区分（核燃料施設等）

区分

施設の状態

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

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

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

ある状態

がある状態

る又は重大な劣律的な改善が見
込める状態

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トの運転が許容されない状態

第２区分

第３区分

第４区分

第５区分

指摘事項
（追加対応あり）※２

化がある状態評価基準

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

施設の状態

7

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- 12 -

検
査
対
応

項目

視点等

・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項第１号に係
る追加検査

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）
検
査
対
応
（略）

・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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

項目

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。

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

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

是正措置等
の命令

製錬の事業

（略）

（略）

（略）

（略）

核燃料取扱
主任者、原子
炉主任技術
者等の解任
の命令
（略）

加工の事業

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

試験研究用
等原子炉の
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

（略）

保安規定の
変更の命令

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

製錬の事業

核原料物質
又は核燃料
物質の製錬
の事業に関
する規則

是正措置等
の命令

製錬の事業

（略）

（略）

（略）

（略）

核燃料取扱
主任者、原子
炉主任技術
者等の解任
の命令
（略）

加工の事業

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

法第 36 条第１項
法第 36 条の
２第３項
（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

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

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

保安規定の
変更の命令

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

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

施設の使用
の停止等の
措置の命令

試験研究用
等原子炉の
設置、運転等法第 36 条第
１項
（略）

許可又は指
定の取消し
等

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（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
（略）

規則名

製錬の事業

8

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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（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
（略）

製錬の事業
に関する規
則

- 13 -

核 燃 料 物 質 （略）第３条の５、の加工の事
加工の事業
第３条の６、
業に関する
第３条の７
規則
試 験 研 究 の （略）
用に供する
試験研究用
第３条の３、原子炉等の等原子炉の第３条の４、設置、運転等
設置、運転等
第３条の６
に関する規
則
船 舶 に 設 置 （略）
（略）
船舶に設置
する原子炉
する原子炉
（研究開発
（研究開発
段階にある
段階にある
も の を 除も の を 除く。）の設置、く。）の設置、
運転等に関
運転等
する規則
実 用 発 電 用 （略）第 15 条、第原子炉の設
17 条、第 21
置、運転等に条
発 電 用 原 子 関する規則
炉の設置、運 研 究 開 発 段 （略）転等
階発電用原
第 15 条、第子炉の設置、
17 条、第 21
運転等に関
条
する規則
使 用 済 燃 料 （略）の貯蔵の事
第７条、第８
貯蔵の事業業に関する条、第 10 条
規則
使 用 済 燃 料 （略）（略）
再処理の事 の再処理の
業
事業に関す
る規則
核燃料物質
又は核燃料
物質によっ
第５条、第６ 第 18 条、第て汚染され条、第 11 条、 19 条、第 24
た物の第一
第 13 条
条
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核燃料物質
（略）
又は核燃料
物質によつ
第４条、第５て汚染され廃棄の事業
条、第７条、
た物の第二
第９条
種廃棄物埋
設の事業に
関する規則
核 燃 料 物 質 （略）
又は核燃料
物質によつ
て汚染され
第７条、第８た物の廃棄条、第 10 条
物管理の事
業に関する
規則
核 燃 料 物 質 （略）
第２条の５
核燃料物質
の使用等に
～第２条の
の使用等
関する規則
７

（略）

（略）

（略）

（略）
加工の事業

（略）

（略）

（略）

（略）
試験研究用
等原子炉の
設置、運転等

（略）

（略）

（略）

（略）
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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

発電用原子
炉の設置、運
転等

（略）

（略）
貯蔵の事業

（略）

（略）

（略）

（略）
再処理の事
業

（略）

（略）

第 76 条、第76 条の２

第 22 条の５の９、第 22条の５の 10

（略）

（略）

（略）

（略）

廃棄の事業

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

核燃料物質
の使用等

9

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
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

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

第 76 条～第76 条の２

（略）

（略）

（略）

－

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

第３条の５・
第３条の７
（略）
第３条の３
～第３条の
６
（略）

（略）

（略）
第 15 条～第21 条（略）
第 15 条～第
21 条
（略）
第７条～第
10 条
（略）

（略）

第５、６、11、 第 18 条～第
13 条
24 条

（略）

第４、５、７、
９条

（略）

第７条～第
10 条

（略）

第２条の３・
第２条の４- 14 -

核原料物質
の使用

核原料物質
の使用に関
する規則

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

（略）

核原料物質
の使用

核原料物質
の使用に関
する規則

（略）

（略）

（略）

（略）

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

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

廃棄に関する確認（略）（略）

廃棄に関する確認（略）（略）

運搬に関する確認（略）（略）

運搬に関する確認等

（略）

（略）

の確認

物質の放射能濃度が放射線による障害の防止のための措（略）

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

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
放射能濃度について（略）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
第３条及び第４条

放射能濃度について置を必要としないものであることの確認等に関する規則

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

10第３条及び第４条- 15 -

別紙１－２

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- 16 -

（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 ........................................................................ 3

記載の適正化（安3 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 ...................................................... 4

全重要度評価を重

4 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

要度評価に統一。
以下同じ。
）

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

記載の適正化（誤附属書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記）

附属書 10 核燃料施設等における重要度評価ガイド（新設）
運用の明確化

1 目的

・核燃料施設等の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

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

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

重要度評価の運用を明確化- 17 -

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。重要度評価は、リスクに影響を及ぼすパフォーマ

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

記載の適正化（誤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。

記）(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 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

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

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⊿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

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

記）(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）(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

記載の適正化（誤(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- 18 -

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

（10

－6

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

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。

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

記載の適正化・実用炉と記載の整合する。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 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

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、本ガイドの添付１の手順

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

記載の適正化

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、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

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（追記載の適正化

まとめられる。

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・本ガイド添付 2は、これが最終決定となり、検査報告書にまとめられる。

の SERP 実施要領と整合を取るた

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。
１

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 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。

め。

記載の適正化

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- 19 -

5 留意事項

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。

記載の適正化

添付４参照。

5- 20 -

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－重大な重要度

赤－重大な安全重要度

1E-4

1E-5

1E-4

黄－中程度の重要度

1E-5

黄－中程度の安全重要度

1E-6

1E-5

白－小程度の重要度

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- 21 -

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

２
改正に伴う修正7- 22 -

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

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、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。

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 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。

記載の適正化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

- 23 -

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。

2.3 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。

記載の適正化(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- 24 -

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（新設）

運用の明確化・最新の NRC の検□崩壊熱除去機能の劣化

査ガイド(IMC0609
Attachment4)を反□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

映（原子炉保護系

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：安全注入を除く反応度制御

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

系の劣化を燃料被びに、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、覆管の閉じ込め機

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 系能の維持に移動）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.プラントの擾乱に対す□B.過渡事象の起因となる方））

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、外部電

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：加圧熱衝撃な運用の明確化源喪失、主蒸気／給水配系 、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）・最新の NRC の検管の劣化、内部火災、内ど）火災、内部溢水など）

ど）

部溢水など）

注意：漏えいなど、このほ

査ガイド(IMC0609
注意：漏えいなど、このほか

Attachment4)を反□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 バウンダリに関映（発生防止の例□C.サポート系統に係る起化（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、発生防止の監視にある外部電源喪因事象（例：直流電源喪環、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。

失を C.から B.に失、交流電源喪失、原子

ど）

される。

電源喪失、原子炉補機冷

ど）

炉補機冷却水系喪失、海水系喪失及び制御用空気系など）□D.蒸気発生器伝熱管破断□C.原子炉格納容器の閉じ□B. 外 部 事 象 影 響 緩 和 系

込め

却水系喪失、海水系喪失□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の起因となる事象□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

込め（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□C.原子炉保護系

移動）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□E.外部事象に係る起因事

漏えい、圧力抑制プー

象（火災及び内部溢水に象（火災及び内部溢水にル の機 能維持 に必 要

限定）

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・システムからの子炉保護系を含む）

漏えい、圧力抑制プー□制御棒の誤動作

ル の機 能維持 に必 要

運用の明確化□不注意による原子炉冷な構築物、系統及び機・最新の NRC の検器の故障など）査ガイド(IMC0609

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

映（原子炉保護系を除く反応度制御

れている出力限度の超□D.制御室、補助建屋／原子Attachment4)を反□C.制御室、補助建屋／原子系の劣化を燃料被炉建屋又は使用済燃料

覆管の閉じ込め機
能の維持に移動）10- 25 -

□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

公衆に対する放射線安全□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壊対応の訓練計画の不遵

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

規制の適正化（誤記）

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 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

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。

・核燃料施設等の重要度評価の運用

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

を明確化

- 26 -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- 27 -

□「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。

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

記載の適正化は、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。

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

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)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(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)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。

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。

沿って安全重要度評価書を取りまとめる。

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、備会合等の表現は止めたので削除）(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(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(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記載の適正化（予記載の適正化（SERP の会合名称
を整理）(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

記載の適正化知するとともに、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。

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。

（SERP の会合名称(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

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。

を整理
を整理）

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- 28 -

2.4 意見聴取会後の SERP 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。

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 最終的な評価結果の通知

記載の適正化（SERP の会合名称を整理）

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等の通知を行うべ

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、

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

記載の適正化紙

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

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。

記載の適正化（誤記）

読み替え規定を追記

合（以下「SERP」という。
）を開催する。

14- 29 -

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評価(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)重要度評価等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

記載の適正化

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。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。

記載の適正化

記載の適正化(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

記載の適正化（既に定義済み）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。

15- 30 -

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等の結果を通知するまでの検討期間の

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

記載の適正化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(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(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

記載の適正化

記載の適正化要(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

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(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記載の適正化て検討を行う。
(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

記載の適正化をやり直す。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- 31 -

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。

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

記載の適正化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記載の適正化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

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、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(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(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。

記載の適正化

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- 32 -

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 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。

記載の適正化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- 33 -

（案）

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書 10
核燃料施設等に係る重要度評価ガイド（GI0007_附属書 10_r1）

原子力規制庁
原子力規制部
検査監督総括課- 34 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド目次

1. 目 的 ................................................................ 3
2. 基本的な考え方 ........................................................ 3
3. 適 用 ................................................................ 3
4. 評価手順 .............................................................. 3
4.1 ウラン加工施設における初期境界評価 ................................... 3
4.2 ウラン加工施設以外の施設における初期境界評価 ......................... 54.3 検査指摘事項に係る指標の評価 ......................................... 5
4.4 評価根拠の文書化 ..................................................... 5

添付１ ウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニング手順
参考資料 過去事例及び仮想事例に対するスクリーニング手順の適用結果- 35 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

1.

目 的
本附属書は、核燃料施設等に関する原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（大分類）に関連付けられた検査指摘事項の安全重要度の評価を行う際に、規制業務の透明性、客観性及び公平性を確保するため使用する。

2.

基本的な考え方
原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（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場合、各施設における安全機能の劣化等の程度により、重要度評価を実施する。
核燃料施設等は、施設の構造や規模が多種多様であり、核燃料物質が工程ごとに性状、形態を変化させつつ、工程間を移動していくことが一般的であるため、検査指摘事項として抽出される事項を類型化し、統一的な指標を定めることが困難である。
このため、本附属書では、評価方法の一例を示すものの、判断に迷う場合は、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）を開催することが望ましい。

3.

適 用
本附属書は、核燃料施設等において確認された、原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（大分類）（ただし、附属書３又は附属書４での評価対象外のものに限る。
）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場合に適用する。
ただし、本附属書による評価が困難な場合は、原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの本附属書以外の附属書も参考とする。

4.

評価手順

原子力施設安全に係る監視領域（大分類）に関連付けられた検査指摘事項は、加工施設のうち、プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質の一又は二以上を含む物質のいずれも取扱いを行わないもの（以下「ウラン加工施設」という。
）に係る場合は 4.1、ウラン加工施設以外に係る場合は 4.2 に進む。

上記以外の検査指摘事項については、原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの本附
属書以外の附属書を用いた評価を実施する。
いずれの附属書の適用も困難な場合は 4.3 に進む。

4.1 ウラン加工施設における初期境界評価「追加対応あり」に至る可能性がある検査指摘事項を抽出するため、初期境界評価を実施する。安全機能に劣化等が認められない場合は、検査指摘事項は「追加対応なし」となり、安全重要度評価を終了する。安全機能に劣化等が認められた場合又は初期境界評- 36 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

価が困難な場合は、SERP での評価を実施する。
具体的な初期境界評価に用いるスクリーニング手順は次のとおり。
【留意点】○事業（変更）許可における重大事故に至るおそれがある事故及び臨界、また、ふっ化水素の発生に関する検査指摘事項は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。
4.1.1 事業（変更）許可における設計基準事故か
検査指摘事項に関連して、加工施設の事業（変更）許可申請書における設計基準事
故（設備損傷による閉じ込め機能の不全、火災による閉じ込め機能の不全、爆発による閉じ込め機能の不全、排気設備停止による閉じ込め機能の不全）が発生した場合は4.1.3 に進み、発生していない場合は 4.1.2 に進む。なお、事業（変更）許可申請書における設計基準事故の類似事象の場合は 4.1.2 に進む。
【解説】
○ウラン加工施設の初期評価にあたっては、加工の事業の許可の審査において、「加工施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」に基づき、加工施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものを設計基準事
故として掲げ、それに対して放射性物質を限定された区域に閉じ込める機能を講ずることにより、一般公衆に対し過度の放射線被ばくを及ぼさないことが確認されていることから、検査指摘事項の評価にあたってこの考え方を参考とした。
4.1.2 安全機能は喪失したか
検査指摘事項に関連して、加工施設の安全機能が喪失した場合（例えば、熱的制限値
や負圧管理値の超過）は 4.1.3 に進み、喪失していない場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.4 に進む。
【留意点】
○安全機能とは、加工施設の通常時又は設計基準事故時において、加工施設の安全性を確保するために必要な機能をいう。
○安全機能が喪失したかの判断は、保安規定を参照の上行う。保安規定から判断できない場合は保守的に判断し Yes に進む。なお、保安規定の下位文書は事業者等の自主的な活動に係る部分もあることから、本評価には用いない。
4.1.3 事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか
検査指摘事項に関連して、事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策（例えば、粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備）の残りが１以下であった場合- 37 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

は、4.3 の SERP における評価に進む。閉じ込めのための防護策の残りが２以上であった場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.4 に進む。
【留意点】
○粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備等においてそれぞれで閉じ込めの機能が確保されていることが明らかな場合は、当該機能１つ当たり、閉じ込めの為の防護策が１あるとする。詳細な検討を要する場合は、保守的に判断し Yes に進む。
○液体の放射性物質が対象の場合、事業（変更）許可で明確となっている堰も閉じ込めのための防護策の１つに含める。
○人的対応を伴う閉じ込めのための防護策について、事業（変更）許可で明確となっており、確実に対応できる体制・環境であると判断される場合は、防護策の１つに含
める。

4.2

ウラン加工施設以外の施設における初期境界評価

初期境界評価を実施せずに 4.3 に進む。

4.3

SERP における評価

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、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。
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
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
e.事業者等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等の検出能力
g.事業者等の是正処置及び未然防止処置の有効性
h.化学物質の漏えいに伴う操作に関わる作業員への影響
i.その他考慮すべき情報

4.4

評価根拠の文書化

前述 4.1～4.3 の評価結果については、評価の根拠となった全ての情報を文書化し、SERP
において提示する。
なお、本附属書による評価結果が「追加対応なし」となった場合においても、評価の根拠となった全ての情報を報告書に記載する。

- 38 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

○改正履歴
改正

改正日

改正の概要

備考

０

- 39 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

添付１：ウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニング手順※１事業（変更）許可における重大事故に至るおそれがある事故及び臨界、また、ふっ化水素の発生に関する検査指摘事項は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。
※２安全機能が喪失したかの判断は、保安規定を参照の上行う。保安規定から判断できない
場合は保守的に判断し Yes に進む。
※３粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備等においてそれぞれで閉じ込めの機能が確保されていることが明らかな場合は、当該機能１つ当たり、閉じ込めの為の防護策が１あるとする。詳細な検討を要する場合は、保守的に判断し Yes に進む。

- 40 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

参考資料 過去事例及び仮想事例に対するスクリーニング手順の適用結果
添付１に示すウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニング手順を策定するに当たり、過去事例及び仮想事例に本スクリーニング手順を適用した結果を以下に示す。なお、
本適用結果はあくまで参考であり、過去事例及び仮想事例と類似の事象が発生した場合においても、事象発生時の施設の状況を踏まえて初期境界評価を実施する必要がある。
１．配管点検口からのウラン粉末の室内漏えい【事例概要】
第１種管理区域内の二酸化ウランペレットを製造する成型機において、成型作業中に微量のウランの飛散が確認された。飛散したウラン量は約 9.9×105 Bq（二酸化ウラン粉末で約８ｇ）であり、報告の目安値 3.7×105 Bq を超過した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
２．焼結炉の過加熱防止インターロックの作動【事例概要】
操業中のガドリニア焼結炉Ｂ号機の温度調節器に故障が発生した。故障警報確認後、温度制御盤のリセットボタンを押したが正常状態に復帰しなかったため、停止中のガドリニア焼結炉Ａ号機から同型の温度調節器を取り外し、Ｂ号機に取付けたところ、警報発報とともに
当該焼結炉ヒータの電源が遮断した。その後、復旧のためにヒータ電源の投入操作を行ったが再度遮断する事象が４回繰り返され、全警報が解除されるまでの間、計５回ヒータ電源遮断及び投入が繰り返された後、焼結炉内の温度が正常値に復帰した。事象分析を行ったところ、前記５回のヒータ電源遮断の内過加熱防止インターロックが３回作動、内２回は炉内温
度が熱的制限値（1,800℃）に到達していたことが確認された。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
３．放射性廃棄物入りドラム缶からの漏えい【事例概要】- 41 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

汚染のおそれのない第２種管理区域において放射性廃棄物入り 200ℓ ドラム缶からの漏えい物を発見した。サンプリングして分析した結果、11000Bq（法令報告基準の約３０分の１）のウランが検出された。
ドラム缶からの漏えいによる作業者のけがや放射線による被ばくはなかった。また、環境への影響もなかった。漏えいの原因調査のため、ドラム缶を開封し、内容物の調査及び漏えい部の観察を実施したところ、内容物に腐食の要因と考えられる水分や酸を含んでいた廃棄物が収納されていた。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
４．フードボックスの負圧異常（局所排気系統の排風機停止）【事例概要】
成型工場の作業者が、粉末調整を行うためのフードボックス内でウラン粉末容器を取り扱
い中に、差圧がないことを確認した。差圧はなかったものの、ウラン粉末容器は密封されていた。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
５．補助建屋（管理区域外）における火災【事例概要】
補助建屋（管理区域外）において、ディーゼル発電機Ａ点検中の試運転を行っていたとこ
ろ、同発電機制御盤からの発火を確認した。ディーゼル発電機 B は健全であった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
６．排風機電源ケーブルの焦げ跡【事例概要】- 42 -

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

排風機 A の分解点検のため、排風機 A から B へ切替えを実施した。分解点検を開始した後、排風機 B の電源ケーブル（U 相端子台周囲）に焦げ跡を発見した。焦げ跡発見後においても、施設内の負圧を維持するために排風機 B は運転を継続した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
７．廃水処理室内におけるシリンダ洗浄後の廃水の漏えい【事例概要】
管理廃水処理室内（第１種管理区域内）において、シリンダ洗浄後の廃水を脱水処理する
ため、脱水機凝集液ポンプを起動した。その後、協力会社社員が当該ポンプ付近から漏えい拡大防止用の堰内に廃水が漏えいしているのを発見したため、直ちに当該ポンプを停止した。
漏えい量は約７ リットルであった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
８．燃料棒加工室の負圧異常【事例概要】
燃料棒加工室の負圧警報検査を実施した。
検査前：燃料棒加工室の圧力の異常を模擬し、負圧警報の発報を確認するため、給気ダクトの可変バルブを固定した。
（圧力異常時に給気ダクトの可変バルブを閉じるインター
ロックが働き圧力の異常を模擬できないため）
検査後：給気ダクトの可変バルブの固定を解除したところ、燃料棒加工室の負圧警報が発報した。
原因：給気ダクトの可変バルブを最大開の状態で固定したため、復旧時に燃料棒加工室への給気流量が過大となり、負圧が維持できなくなった。

その他：燃料棒加工室では核燃料物質の取扱いは行っていなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。

- 43 -

（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

非該当使用者等

非該当使用者等（BZ2010_r2）（BZ2010_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

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

小分類：「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」

小分類：「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」

検査分野：「施設管理」「運転管理」「放射線管理」「防災・非常時対応」

検査分野：「施設管理」「運転管理」「放射線管理」「防災・非常時対応」
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の規定に基づき、法第52条第１項の許可を受けた者のうち、核原料物質、核燃料物質及び第61条の２の２の規定に基づき、法第52条第１項の許可を受けた者のうち、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条各号に該当する核燃料物質を使用しな

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条各号に該当する核燃料物質を使用しない者（以下「非該当使用者」という。
）に対して、法第61条の２の２第１項第４号ロに規定されている事い者（以下「非該当使用者」という。
）に対して、法第61条の２の２第１項第４号ロに規定されている事項（保安のために必要な措置）に係る実施状況を確認する。法第57条の５第２項の認可を受けている事業

項（保安のために必要な措置）に係る実施状況を確認する。法第57条の５第２項の認可を受けている事業者に対しては、法第61条の２の２第１項第３号ハで規定されている事項（廃止措置計画）の実施状況を確者に対しては、法第61条の２の２第１項第３号ハで規定されている事項（廃止措置計画）の実施状況を確

認する。

認する。

また、法第57条の７第１項の規定に基づき核原料物質の使用の届出をした者（以下「核原料物質使用

また、法第57条の７第１項の規定に基づき核原料物質の使用の届出をした者（以下「核原料物質使用者」という。
）に対して、法第61条の２の２第１項第２号ロに規定されている事項（技術上の基準の遵守）者」という。
）に対して、法第61条の２の２第１項第２号ロに規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係る実施状況を確認する。

に係る実施状況を確認する。

これらの確認対象とする非該当使用者の保安のために必要な措置（品質管理、管理区域への立入制限

これらの確認対象とする非該当使用者の保安のために必要な措置（品質管理、管理区域への立入制限

等、線量等に関する措置、放射性物質による汚染の状況等の測定、使用施設等の施設管理、非該当使用者

等、線量等に関する措置、放射性物質による汚染の状況等の測定、使用施設等の施設管理、非該当使用者の設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置、核燃料物質の使用、工場又は事業所内において行の設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置、核燃料物質の使用、工場又は事業所内において行

われる運搬、貯蔵施設における貯蔵並びに工場又は事業所において行われる廃棄）については、関連する

われる運搬、貯蔵施設における貯蔵並びに工場又は事業所において行われる廃棄）については、関連する検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

検査運用ガイドの適用も踏まえて確認する。

3 検査要件3

3.1 検査対象

3.1 検査対象

検査要件

核燃料物質又は核原料物質（以下「核燃料物質等」という。
）の使用の場所に係る事務所又は工場若し

核燃料物質又は核原料物質（以下「核燃料物質等」という。）の使用の場所に係る事務所又は工場若し

くは事業所（以下「検査対象施設」という。
）に立ち入り、次の項目について関係者へ質問及び帳簿、書くは事業所（以下「検査対象施設」という。
）に立ち入り、次の項目について関係者へ質問及び帳簿、書類その他必要な物件を検査することにより行う。検査対象施設の選定に当たっては、核燃料物質等の使類その他必要な物件を検査することにより行う。検査対象施設の選定に当たっては、核燃料物質等の使用及びこれまでの検査結果等の最新状況を勘案する。

用及びこれまでの検査結果等の最新状況を勘案する。

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数

改正に伴う変更

監視領域

大分類：「原子力施設安全」「放射線安全」

2 検査目的改正理由

3.2 検査体制、頻度及びサンプル数
2- 332 -

(1) 検査の頻度(1) 検査の頻度

検査対象施設は、核燃料物質等の使用の方法やこれまでの検査結果を考慮しつつ、約 10 年に１回検査対象施設は、核燃料物質等の使用の方法やこれまでの検査結果を考慮しつつ、約 10 年に１回の頻度で実施することとし、年度ごとに計画を策定する。また、廃止措置の終了に関する事項についの頻度で実施することとし、年度ごとに計画を策定する。また、廃止措置の終了に関する事項については、廃止措置の終了の確認の申請があった場合に計画を策定する。

ては、廃止措置の終了の確認の申請があった場合に計画を策定する。

(2) 所要時間(2) 所要時間

検査の所要時間については、１施設当たり３時間程度を目安とし、本庁及び原子力規制事務所の検検査の所要時間については、１施設当たり３時間程度を目安とし、本庁及び原子力規制事務所の検査官が協力し、日常検査として実施する。廃止措置の終了の確認に関する事項については、１日程度査官が協力し、日常検査として実施する。廃止措置の終了の確認に関する事項については、１日程度を目安とし、チーム検査として実施する。

を目安とし、チーム検査として実施する。

4 検査手順4検査手順

4.1 検査前準備

4.1 検査前準備(1)法令に記載された核燃料物質等の使用に関する事項を確認する。確認事項の具体例としては、核燃(1)法令に記載された核燃料物質等の使用に関する事項を確認する。確認事項の具体例としては、核燃

料物質の使用許可申請書、核原料物質の使用の届出に係る文書等が挙げられる。また、これまでの料物質の使用許可申請書、核原料物質の使用の届出に係る文書等が挙げられる。また、これまでの検査対象施設の検査実績の内容を確認する。

検査対象施設の検査実績の内容を確認する。

(2)検査対象施設とした核燃料物質の使用等に係る施設管理の最新情報等を事前に入手しておく。
4.2 検査実施(1) 検査項目(2)検査対象施設とした核燃料物質の使用等に係る施設管理の最新情報等を事前に入手しておく。
4.2 検査実施(1) 検査項目

非該当使用者に対しては、法第 61 条の２の２第１項第４号ロに規定されている事項(保安のため非該当使用者に対しては、法第 61 条の２の２第１項第４号ロに規定されている事項(保安のために必要な措置)に係る実施状況を、核原料物質使用者に対しては、法第 61 条の２の２第１項第２号ロに必要な措置)に係る実施状況を、核原料物質使用者に対しては、法第 61 条の２の２第１項第２号ロに規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係る実施状況を重視して確認する。

に規定されている事項（技術上の基準の遵守）に係る実施状況を重視して確認する。

別紙１「非該当使用者に係る項目」

別紙１「非該当使用者に係る項目」

別紙２「核原料物質使用者に係る項目」

別紙２「核原料物質使用者に係る項目」

別紙３「廃止措置の終了の確認に係る項目」

別紙３「廃止措置の終了の確認に係る項目」(2) 検査実施手順
a. 現場確認前の聴取(2) 検査実施手順
a. 現場確認前の聴取

現場確認の前に、現状の施設の運用状況及び保安に関する事項（許可事項、規則に基づく要求事

現場確認の前に、現状の施設の運用状況及び保安に関する事項（許可事項、規則に基づく要求事

項（施設管理（設計想定事象含む）、直近の施設運転状況等）、検査対象施設の保安活動の状況等に項（施設管理（設計想定事象含む）、直近の施設運転状況等）、検査対象施設の保安活動の状況等について事前に聴取を行う。

ついて事前に聴取を行う。

b. 現場確認b. 現場確認

現場確認においては、主に検査対象施設の日常の保安活動により安全が確保されているか、及び現場確認においては、主に検査対象施設の日常の保安活動により安全が確保されているか、及び法令要求、許可事項等に適合しているかという２つの観点で、以下の状況について現場を確認する。

法令要求、許可事項等に適合しているかという２つの観点で、以下の状況について現場を確認する。

(a)使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設並びに設備の整理・整頓状況(a)使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設並びに設備の整理・整頓状況(b)管理区域の入退域に係る従事者等の行動等（特に、退域時における汚染検査、作業着及び防護(b)管理区域の入退域に係る従事者等の行動等（特に、退域時における汚染検査、作業着及び防護具の着脱、汚染検査装置、除染器具等の配置等）

具の着脱、汚染検査装置、除染器具等の配置等）(c)フード、グローブボックス等周りの養生状態及び内部の状況（核燃料物質及び核燃料物質で汚(c)フード、グローブボックス等周りの養生状態及び内部の状況（核燃料物質及び核燃料物質で汚染されたもの又は核原料物質及び核原料物質で汚染されたものを放置していないか、不適切な染されたもの又は核原料物質及び核原料物質で汚染されたものを放置していないか、不適切な取扱いの痕跡がないか等）

取扱いの痕跡がないか等）

c. 現場確認を踏まえた書類確認

c. 現場確認を踏まえた書類確認

現場確認後に、改めて検査対象施設の許可事項等への適合性及び保安活動の状況を、記録等に基現場確認後に、改めて検査対象施設の許可事項への適合性及び保安活動の状況を確認する。

記載の適正化

づいて確認する。
3- 333 -

(3) 検査気付き事項等に関する対応(3) 検査実施手順

検査担当職員は、検査気付き事項が確認された場合、使用者等と事実関係について認識共有を行っ

検査担当職員は、検査気付き事項が確認された場合、使用者等と事実関係について認識共有を行った上で、「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、当該検査気付き事た上で、「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、当該検査気付き事

項が指摘事項あるいは軽微となるのかの判断を行い、使用者等へ通知する。

項が指摘事項あるいは軽微となるのかの判断を行い、使用者等へ通知する。

また、意図的な不正行為や原子力規制委員会の規制監視機能遂行に影響を与える行為を含む法令

また、意図的な不正行為や原子力規制委員会の規制監視機能遂行に影響を与える行為を含む法令違反等が確認された場合は、「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき、違反等が確認された場合は、「GI0004 原子力規制検査における規制措置に関するガイド」に基づき、事案の深刻度の評価及び処置の検討を行う。

事案の深刻度の評価及び処置の検討を行う。

(4) 報告書への記載

検査担当職員は、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）第３条第１項に基づく検査の結果を取りまとめ、報告書を作成する。なお、検制委員会規則第１号）第３条第１項に基づく検査の結果を取りまとめ、報告書を作成する。なお、検査気付き事項のうち指摘事項と判断したものについては、当該報告書にその内容を記載する。

査気付き事項のうち指摘事項と判断したものについては、当該報告書にその内容を記載する。

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) 検査官が巡視等で確認した本検査に関連する気付き事項等が、不適合管理等において適切に処理さ(3) 検査官が巡視等で確認した本検査に関連する気付き事項等が、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。

れていることを確認する。
5

検査手引

現場確認及び現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点を以下に示す。

現場確認及び現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点を以下に示す。

（現場確認時の着眼点）（現場確認時の着眼点）(1) 管理区域への出入管理に関する管理状況を確認する。

(1) 管理区域への出入管理に関する管理状況を確認する。

a. 管理区域への入域前に注意事項の説明を受けたか。

a. 管理区域への入域前に注意事項の説明を受けたか。

b. 入退域手続きが適切か。

b. 入退域手続きが適切か。

c. 管理区域への入域時に、防護装備（専用の作業衣、作業靴等）、個人線量計等の着用を求められ

c. 管理区域への入域時に、防護装備（専用の作業衣、作業靴等）、個人線量計等の着用を求められ

たか。

たか。

d. 管理区域入口に注意事項等が掲示されているか。

d. 管理区域入口に注意事項等が掲示されているか。

e. 放射線監視盤にて、排気モニタ、ダストモニタ等の記録が取られているか。

e. 放射線監視盤にて、排気モニタ、ダストモニタ等の記録が取られているか。

f. 管理区域からの退域時に、検査担当職員自身の汚染検査が実施されたか。

f. 管理区域からの退域時に、検査担当職員自身の汚染検査が実施されたか。

g. 管理区域からの退域時に、持ち込み物品（書類、カメラ等）の汚染検査が実施されたか。

g. 管理区域からの退域時に、持ち込み物品（書類、カメラ等）の汚染検査が実施されたか。

(2) 施設の管理状況を確認する。

(2) 施設の管理状況を確認する。

a. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の設備等が許可申請書通りに施設されていること（無許可で設a. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の設備等が許可申請書通りに施設されていること（無許可で設備等の改造、廃棄をしていないこと）、及び許可申請書に記載されていない設備等で核燃料物質

備等の改造、廃棄をしていないこと）、及び許可申請書に記載されていない設備等で核燃料物質等が使われていないか。

等が使われていないか。

b. 施設及び機器の巡視及び点検は実施されているか（点検内容、頻度、記録等）。
(3) 核燃料物質等の取扱い状況を確認する。

記）(4) 報告書への記載

検査担当職員は、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5 検査手引

記載の適正化（誤b. 施設及び機器の巡視及び点検は実施されているか（点検内容、頻度、記録等）。
(3) 核燃料物質等の取扱い状況を確認する。

a. 作業エリアは整理・整頓されているか（設備内に核燃料物質等が放置されていないか）。

a. 作業エリアは整理・整頓されているか（設備内に核燃料物質等が放置されていないか）。

b. 作業者が必要とされる装備をしているか。

b. 作業者が必要とされる装備をしているか。

c. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

c. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。
4- 334 -

d. 部屋又は設備での制限値（核燃料物質の種類、取扱い可能量）に係る表示があり、その範囲内でd. 部屋又は設備での制限値（核燃料物質の種類、取扱い可能量）に係る表示があり、その範囲内で取り扱われているか。
e. 保管廃棄施設で保管廃棄する前の廃棄物の管理状況（金属製容器への収納、分別等）。
(4) 核燃料物質等の貯蔵状況を確認する。

取り扱われているか。
e. 保管廃棄施設で保管廃棄する前の廃棄物の管理状況（金属製容器への収納、分別等）。
(4) 核燃料物質等の貯蔵状況を確認する。

a. 貯蔵庫が適切に施錠管理されているか。

a. 貯蔵庫が適切に施錠管理されているか。

b. 貯蔵に係る注意事項が掲示されているか。

b. 貯蔵に係る注意事項が掲示されているか。

c. 貯蔵エリアは整理・整頓されているか（危険物等が近くにないこと）。

c. 貯蔵エリアは整理・整頓されているか（危険物等が近くにないこと）。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

f. 部屋又は設備での取扱制限値（核燃料物質の種類、取扱可能量）に係る表示があり、その範囲内

f. 部屋又は設備での取扱制限値（核燃料物質の種類、取扱可能量）に係る表示があり、その範囲内で管理されているか。
g. 核燃料物質等の持出及び返却を記録しているか。
(5) 放射性廃棄物の管理状況を確認する。

で管理されているか。
g. 核燃料物質等の持出及び返却を記録しているか。
(5) 放射性廃棄物の管理状況を確認する。

a. 保管廃棄施設が適切に施錠管理されているか。

a. 保管廃棄施設が適切に施錠管理されているか。

b. 保管廃棄に係る注意事項が掲示されているか。

b. 保管廃棄に係る注意事項が掲示されているか。

c. 作業エリアは整理・整頓されているか。

c. 作業エリアは整理・整頓されているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

d. 作業者が必要とされる装備をしているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

e. 始業前、作業中及び終業時の点検等の必要な点検を実施しているか。

f. 保管廃棄施設での管理は適正か（最大貯蔵可能容量に対する在庫量、今後の発生見込み等は把握

f. 保管廃棄施設での管理は適正か（最大貯蔵可能容量に対する在庫量、今後の発生見込み等は把握しているか）。
g. ドラム缶等について規則で定められた記録があるか。
(6) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

しているか）。
g. ドラム缶等について規則で定められた記録があるか。
(6) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

a. 管理区域境界は、壁、柵等の区画物により区画されているか。また、標識が設けられているか。

a. 管理区域境界は、壁、柵等の区画物により区画されているか。また、標識が設けられているか。

b. 周辺監視区域は、人の居住を禁止しているか。また柵又は標識により業務上立ち入る者以外の立

b. 周辺監視区域は、人の居住を禁止しているか。また柵又は標識により業務上立ち入る者以外の立入りを制限しているか。

入りを制限しているか。

（現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点）（現場確認を踏まえた書類確認時の着眼点）(1) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

(1) 管理区域及び周辺監視区域の設定状況を確認する。

a. 許可申請書等の図面と現場で確認した設備を照合する。

a. 許可申請書等の図面と現場で確認した設備を照合する。

b. 使用状況が、許可申請書等の目的に適合していることを、聴取及び帳簿や書類等の物件で確認すb. 使用状況が、許可申請書等の目的に適合していることを、聴取及び帳簿や書類等の物件で確認する。
c. 基準に合致していることを確認する。

る。
c. 基準に合致していることを確認する。

(a)閉じ込めの機能(a)閉じ込めの機能

(b)遮蔽

(b)遮蔽

(c)火災等による損傷の防止(c)火災等による損傷の防止(d)立ち入りの防止(d)立ち入りの防止(e)自然現象による影響の考慮(e)自然現象による影響の考慮(f)貯蔵施設(f)貯蔵施設(g)廃棄施設(g)廃棄施設(h)汚染を検査するための設備(h)汚染を検査するための設備(2) 規則で要求されている記録が、記録すべき頻度で記録され、定められた期間保存されていることについて、主に以下の事項を確認する。

(2) 規則で要求されている記録が、記録すべき頻度で記録され、定められた期間保存されていることについて、主に以下の事項を確認する。
5- 335 -

a.放射線管理記録

a.放射線管理記録(a)放射性廃棄物の排気口又は排気監視設備及び排水口又は排水監視設備における放射性物質の(a)放射性廃棄物の排気口又は排気監視設備及び排水口又は排水監視設備における放射性物質の濃度濃度(b)管理区域及び周辺監視区域境界における線量当量率(b)管理区域及び周辺監視区域境界における線量当量率(c)放射線業務従事者の被ばく線量(c)放射線業務従事者の被ばく線量(d)放射線業務従事者が当該業務に就く日の属する年度における当該日以前の放射線作業の経歴(d)放射線業務従事者が当該業務に就く日の属する年度における当該日以前の放射線作業の経歴

及び原子力規制委員会が定める５年間における当該年度の前年度までの放射線被ばくの履歴

及び原子力規制委員会が定める５年間における当該年度の前年度までの放射線被ばくの履歴(e)工場又は事業所の外において運搬した核燃料物質等の種類別の数量、その運搬に使用した容(e)工場又は事業所の外において運搬した核燃料物質等の種類別の数量、その運搬に使用した容器の種類並びにその運搬の日時及び経路器の種類並びにその運搬の日時及び経路（削る）

b. 保安に係る教育記録

記載の適正化（記(a)保安に係る教育の実施計画

載位置の移動）(b)保安に係る教育の実施日時及び項目(c)保安に係る教育を受けた者の氏名
b.品質管理規則に関する記録

c.品質管理規則に関する記録(a)保安に係る計画、実施、評価及び改善に関する実績(a)保安に係る計画、実施、評価及び改善に関する実績

6 参考資料

6

参考資料

6.1 法令、基準等

6.1 法令、基準等(1) 使用許可申請書、届出等(1) 使用許可申請書、届出等(2) 使用施設等に係る廃止措置計画申請書(2) 使用施設等に係る廃止措置計画申請書

（削る）

（削る）

〇改正履歴

〇改正履歴

改正

改正日

０

2020/04/01

１

2021/07/21

改正の概要

備考

改正

改正日

施行

０

2020/04/01○記載の適正化

１

２

改正の概要

備考

施行
○記載の適正化
改正に伴う変更（新設）

表１ 核燃料物質の使用等に関する規則の規定条項

表１ 核燃料物質の使用等に関する規則の規定条項

（略）

（略）

表２ 核原料物質の使用に関する規則の規定条項

表２ 核原料物質の使用に関する規則の規定条項

（略）

（略）
別紙１

別紙１
非該当使用者に係る項目

非該当使用者に係る項目

以下に示す「法」とは、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。） 以下に示す「法」とは、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。）
6- 336 -

をいい、「規則」とは、核燃料物質の使用等に関する規則（昭和 32 年総理府令第 84 号。
）をいう。

をいい、「規則」とは、核燃料物質の使用等に関する規則（昭和 32 年総理府令第 84 号。
）をいう。

1 核燃料物質使用の基準に従って講じる保安のための必要な措置の状況

1 核燃料物質使用の基準に従って講じる保安のための必要な措置の状況(1)品質マネジメントシステムに関すること(1)品質マネジメントシステムに関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の３］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の３］(2)管理区域への立入制限等に関すること(2)管理区域への立入制限等に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の４］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の４］(3)線量等に関する措置に関すること(3)線量等に関する措置に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の５］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の５］(4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること(4)放射性物質による汚染の状況等の測定に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の６］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の６］(5)使用施設等の施設管理に関すること(5)使用施設等の施設管理に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の７］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の７］(6)設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置に関すること(6)設計想定事象に係る使用施設等の保全に関する措置に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の８］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の８］(7)核燃料物質の使用に関すること(7)核燃料物質の使用に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の９］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の９］(8)工場又は事業所において行われる運搬に関すること(8)工場又は事業所において行われる運搬に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 10］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 10］(9)貯蔵に関すること(9)貯蔵に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 11］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 11］(10)工場又は事業所において行われる廃棄に関すること(10)工場又は事業所において行われる廃棄に関すること［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 12］［法第 56 条の３第１項及び規則第２条の 11 の 12］

2 その他保安のために必要な事項

2 その他保安のために必要な事項(1)核燃料物質使用許可申請書等との整合(1)核燃料物質使用許可申請書等との整合

a. 予定使用期間及び年間予定使用量

a. 予定使用期間及び年間予定使用量

b. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等

b. 使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備 等規制の適正化（5c．核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書のうち、保安教育・訓練の実施状況（新設）

検査手引（現場確(2)核燃料物質使用に関する記録の管理状況(2)核燃料物質使用に関する記録の管理状況認を踏まえた書類(3)譲渡し及び譲受けの制限に関すること(3)譲渡し及び譲受けの制限に関すること

確認時の着眼点）(2)b.からの移動）

別紙２

別紙２

核原料物質使用者に係る項目

核原料物質使用者に係る項目

（略）

（略）
別紙３

別紙３

廃止措置の終了の確認に係る項目（略）

廃止措置の終了の確認に係る項目（略）
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