令和２年11月11日原子力規制庁令和２年度第２四半期に実施した核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律に基づく原子力規制検査'等の結果を報告するとともに、検査計画の見直しを行いたい。
1 . 原子力規制検査（原子力施設安全及び放射線安全関係）の実施結果
（1）検査の実施状況原子力規制事務所が中心に実施する日常検査については、順調に実施した。本庁が中心に実施するチーム検査は、３３件実施した（当初予定は３２件）。その他、事業所外運搬等の法定確認に係る原子力規制検査（チーム検査）を7件実施した。 (２)第２四半期の検査指摘事項検査指摘事項に該当する検査気付き事項が下表のとおり５件確認された。詳細は、別紙１のとおり。第２四半期の各原子力施設の原子力規制検査報告書及び安全実績指標( P I ）²については、原子力規制委員会のホームページに掲載する³。

（３）検査継続案件
以下の検査気付き事項については、検査指摘事項とするか継続して確認中である。 ①日本原燃株式会社再処理事業所(再処理施設)における非常用電源建屋第2非常用ディーゼル発電機燃料弁清水タンクからの漏えい事象②）関西電力株式会社大飯発電所3号機における加圧器スプレイライン配管における非破壊検査での有意な指示( 4 )検査結果の報告書案に対する事業者からの意見聴取について令和２年１０月７日の第３１回原子力規制委員会で「原子力規制検査における事業者からの意見聴取について」が了承されたことを受け、事業者からの意見聴取を行った。四国電力株式会社から、別紙２のとおり意見の提出があり、５. ４品質マネジメントシステムの運用年次検査結果のうち「安全文化の育成と維持に関する活動」に係る取組状況の観察結果を「改善に向けた積極的な取組として不十分と評価する。」と記載したことについて、「今後実施していく取組についても不十分と読めるため、評価対象年度（平成２９年度から令和元年度であること)を明確にして頂きたい。」との意見があった。これについては、事業者の当該活動に係る取組状況は検査実施段階（令和２年７月）において改善途上であり、不十分な状態から脱していることが確認できていないため、そのことが明確になるよう、検査報告書を修正した。 (参考資料48ページの網かけ部分参照）また、その他誤字等について複数コメントがあったため、事務的に反映を行った。
2．原子力規制検査（核物質防護関係）の実施結果
（１）検査の実施状況核物質防護関係のチーム検査を２６件実施した（当初予定は２２件）。 (２)第２四半期の検査指摘事項検査指摘事項に該当する検査気付き事項が下表のとおり２件確認された。なお、安全実績指標（ＰＩ）については、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8。

3．東京電力福島第一原子力発電所における実施計画検査"の実施結果
( 1 )検査の実施状況
①保安検査令和２年度東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所における実施計画検査の実施に係る計画に基づき、以下について検査を行った。 ●　廃炉プロジェクトマネジメント火災対策中勝● ●放射線管理燃料管理● ●放射性廃棄物管理その他の保安活動（運転管理、保守管理、緊急時の措置、品質保証●活動） ②　施設定期検査事業者による検査の開始に伴い、計画どおり施設定期検査に着手した。第２四半期においては、サブドレン他水処理施設の移送性能検査に係る施設定期検査を開始しており、当該検査は継続中である。 ③）核物質防護検査実施計画違反なし
(２)第２四半期の検査指摘事項
実施計画検査のうち、保安検査において、検査指摘事項に該当するものが下表のとおり４件確認された。詳細は、別紙３のとおり。第２四半期の福島第一原子力発電所の実施計画検査報告書については、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"'。
上記4件の指摘事項については、類似の事象を惹起する可能性の高い品A質マネジメントシステム（QMS）に係る共通の要因によって不適合が続発していることに鑑み、今後、保安検査において事業者の改善活動を継続的に確認していくこととする。
4．検査計画の見直しについて
令和２年４月１日の第1回原子力規制委員会において、今年度及び来年度上期の原子力規制検査の検査計画が了承されたが、新型コロナウイルスの影響による、一部のチーム検査の今年度下期以降への延期等の実施を踏まえ、別紙４のとおりチーム検査の検査計画を見直したい。
5.その他
核燃料施設等の重要度評価については、検査制度に関する意見交換会合等において、グレーデッドアプローチの考え方に即して、たとえば核燃料施設等が有するリスクの大きさを踏まえた体系などについて検討を進めている。
原子力規制検査（原子力施設安全及び放射線安全関係）の検査指摘事項伊方発電所　令和２年度（第２四半期）原子力規制検査報告書(案)に対する意見陳述について(四国電力株式会社より提出)東京電力福島第一原子力発電所における実施計画検査の検査指摘事事項年間検査計画に対する原子力規制検査（チーム検査）の実施状況及び今後のチーム検査計画四国電力株式会社　伊方発電所　令和２年度（第２四半期）原子原子力規制検査（原子力施設安全及び放射線安全関係）の検査指摘事項1.高浜発電所3号機 2次側配管の異物管理対策不備による蒸気発生器伝熱管の損傷事象(法令報告)
(1)事象概要
高浜発電所3号機第24回定期検査(令和2年1月6日～)において、3基ある蒸気発生器(以下「SG」という。）のうち、B－SGの伝熱管１本及びC－SG伝熱管１本において、管支持板付近の外面からの減肉(減肉率は、B－SGが約32%、C－SGが約28%と約56%の2ヶ所)が発見された。上記SG伝熱管の損傷は、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第18条及び第56条に適合しておらず、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第1 34条に該当することから、事業者は、令和2年2月18日に法令報告事象に該当すると判断した(減肉率20%以上は、発電用原子力設備規格雑持規格に適合違反)。
(2)安全重要度の評価結果
[パフォーマンスの劣化] B, C－SG伝熱管の損傷は、過去の定期検査時における機器の開放点検において、渦巻きガスケットを交換（消耗品として毎回新品に交換）した際に、その取り外し若しくはその後の処分の過程で発生した金属片、又は保温材外装板の切れ端等が生じる作業等で発生した異物が、2次側配管から混入して発生した可能性が高いと推定した。事業者の定期点検工事の計画段階において、SG伝熱管の損傷対策としての異物管理対策の検討が不十分であったことが原因であると推定されるため、当該事象発生当時の保安規定第3条(品質保証計画)の「7. 1業務の計画」のうち「 (2)業務の計画は、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合をとる。」の規定を満足していない。さらに、異物混入が原因となってSG伝熱管の外面損傷が起こり得ることは、合理的に予測可能であり、異物混入を防止する対策は徹底すべきであったことからパフォーマンス劣化に該当する。
[スクリーニング]
SG伝熱管は、原子炉冷却材圧力バウンダリであり、その損傷により、バリア健全性への影響が懸念されることから、本パフォーマンス劣化は、「発生防止」の監視領域（小分類）の「設備のパフォーマンス」の属性に関連付けられ、出力運転時及び停止時において、プラントの安定性に支障を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさせる事象の発生を抑制することとする「発生防止」の監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼしたことから、検査指摘事項に該当する。
[重要度評価]
検査指摘事項の重要度を評価するため｢原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」、｢附属書1 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド｣、｢別紙1—発生防止のスクリーニングに関する質問｣のD項｢蒸気発生器伝熱管破断｣の｢検査指摘事項は、蒸気発生器の1本の伝熱管が、通常運転時の内外差圧の3倍(3 ΔPNO)を持続できない劣化状態を含むか」に従い評価した。その結果、最大の減肉率56%での破断圧力は、｢高浜3, 4号機蒸気発生器伝熱管の旧振止め金具による局部減肉の特殊設計施設認可申請｣において用いた評価式により、通常運転時の伝熱管内外差圧の3倍以上であった。以上のことから、重要度は「緑」と判定する。
(3) 深刻度の評価結果:
「原子力規制検査における規制対応措置ガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「原子力安全への実質的な影響」、「規制活動への影響」、「意図的な不正行為」の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLIV」と判定する。また、当該検査指摘事項については、事業者が異物混入対策の強化を作業手順書等に追記することとしているなど、同ガイド「3. 3(2)」の要件を満足していることから、違反等の通知は実施しない。
2. 島根原子力発電所2号機不適切な操作による残留熱除去系Bポンプ自動停止
(1)事象概要
島根原子力発電所の改善措置活動の実効性を確認するため、過去3年間の不適合処置および是正処置報告書を確認したところ「2号機RHR・FPC系入口弁閉操作に伴うB－RHRポンプの停止について」(2019年12月10日)にて、以下の内容が確認された。原子炉停止中の島根原子力発電所2号機において、2019年12月10日16時21分、B－R HRポンプを燃料プール冷却モードで運転中、運転員が待機中の残留熱除去系Aポンプに使用する手動弁の操作を伴わない現場確認(系統構成確認)の際に、運転中のB－RHRポンプとの共通弁である入口第１止め弁を許可なく閉側に操作したことにより、当該弁の全開を監視しているリミットスイッチの接点が離れ、B－RHRポンプが停止信号の自動発信により停止した。 B ー RHRポンプ停止状態には異常がないことから、保修部にて第１止め弁本体及びリミットスイッチの外観確認を実施し、燃料プール冷却モードの弁構成の確認後、同日、18時9分に、 B－RHRポンプを再起動した。使用済燃料プールの水温は、B－RHRポンプ停止前は23. 4°C、B－RHRポンプ再起動後は23. 8°Cであった。事業者は本件不適合の原因を「手動弁の入口第１止め弁が全開であることを、当該弁の微閉により確認した」ことのみに特定していた。また、是正処置として①「定検時運転管理手順書」の現場機器操作上の留意事項に弁の開閉状態の確認方法や注意事項の明記、②｢設備別運転要領書原子炉設備｣に残留熱除去系ポンプ停止の条件に関わるリミットスイッチ付きの弁であることを明記、③運転経験(OE)情報事例を作成し、部内周知にて注意喚起を実施していた。しかし、これらは運転管理の基礎となる運転員の基本的な行動やルール等を改善するところまで含まれておらず、是正処置としては不十分であることを検査官が指摘したところ、事業者は今後「運転員の基本手引書」*の見直しを進めていくことを確認した。 *「運転員の基本手引書」とは、運転員の基本的な期待事項（運転員の心得、基本的な行動やルール等）を具体化した手引書をいう。
(2)安全重要度の評価結果
[パフォーマンスの劣化]運転中のB－RHRポンプとの共通弁である入口第１止め弁を許可なく操作したことは、運転管理の業務を管理された状態で実施することを求めている保安規定第3条｢７. ５. １業務の管理｣を遵守しておらず、その後の原因の特定が不十分であるため是正処置が不足していることを確認した。また、適切な管理ができていなければ運転中のB－RHRポンプが管理状態から逸脱して停止するような状況は、容易に予測可能であり、運転管理において管理の基礎となる運転員の基本的な行動やルール等を遵守できていれば防止することが可能であったと考え
[スクリーニング]
このパフォーマンス劣化により、燃料プール冷却モードで運転中のB－RHRポンプが停止し、燃料プールの除熱機能が約108分間喪失した。使用済燃料の冷却は被覆管による放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要であることから、パフォーマンスの劣化は「閉じ込めの維持」の監視領域(小分類)の「ヒューマン・パフォーマンス」の属性に関係付けられ、かつ、その目的に悪影響を及ぼしていることから、検査指摘事項に該当する。
[重要度評価]
検査指摘事項の重要度を評価するため｢原子力安全に係る重要度評価に関するガイド｣ 「附属書1 出力運転時の検査指摘事項に対する重要度評価ガイド｣｢別紙3－閉じ込めの維持のスクリーニングに関する質問」の「D.使用済燃料プール(SFP)」を適用した。評価事項D. 1に関して、プール水温には有意な変化はなかった。D. 2に関して、燃料被覆管の機械的損傷及び放射性物質の放出とは無関係であった。D. 3に関して、プール水の供給喪失とは無関係であった。D. 4に関して、中性子吸収材や燃料東置き違えとは無関係であった。以上のことから、重要度は「緑」と判定する。
(3)深刻度の評価結果
検査指摘事項は、運転管理の業務を管理された状態で実施することを求めている保安規定第3条「7. 5. 1業務の管理」の違反であり、「原子力規制検査における規制対応措置ガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「原子力安全への実質的な影響」 「規制活動への影響」「意図的な不正行為」の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLIV」と判定する。また、既に再発防止のための改善措置活動など適切な是正の検討に着手するなど、当該事象は同ガイド「3. 3(2)」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。 3. 伊方発電所3号機海水管トレンチ室内における不適切なケーブル敷設による火災影響軽減対策の不備
(1)事象概要
令和2年8月に火災防護のチーム検査として現場確認を実施したところ、原子炉建屋のトレンチ室において、鉄製の囲いに四方を覆われて設置されているAトレンのケーブルトレイ（上から高圧ケーブル、低圧ケーブル、制御ケーブルの順で敷設）の上面の一部に開口部が認められ、その直上から、露出ケーブルが入線している状況を1箇所確認した。この露出ケーブルは、 2本が長さ約11cm、直径約1cm、他の2本が長さ約8cm、直径約1cmであった。さらに、当該露出ケーブルの周辺を確認したところ、トレンチ室の両側壁面にはAトレンとBトレンが敷設され、中央には3時間耐火能力を有する耐火壁があり、AトレンとBトレンはこの耐火壁で隔てられていた。しかし、耐火壁は、消火栓設置のため途切れている部分が3箇所あり、露出ケーブルの開口部は、途切れている部分から約60cm離れた箇所であった。事業者は、「伊方発電所3号炉設置許可基準規則等への適合性について（設計基準対象施設)｣第8条1.6.1.4及び別添1資料7添付資料6の2.｢原子炉建屋内の海水管トレンチ室の系統分離対策」において、「耐火壁が設置されていない箇所から6m以上に渡り1時間耐火障壁をケーブルトレイに設置する」としている。また、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書(工事計画認可申請資料7伊方発電所第3号機)」6.2(3)c.において、ケーブルトレイ外及びケーブルトレイ内の火災から火災防護対象ケーブルを防護するため、1時間耐火能力を有する隔壁等とともに、火災感知器及び自動消火設備の設置による早期の消火を実施するとしている。耐火壁が設置されていない箇所から両方向(海水ポンプ側と原子炉建屋内側)に6m以上の範囲は、1時間耐火障壁をケーブルトレイに設置すべきであるが、耐火壁が設置されていない箇所から約60cmの箇所に露出ケーブルが発見された。なお、事業者は、本件についてCAP会議にて審議し、類似ケーブルの把握など、適切な是正を行うとしている。
(2)安全重要度の評価結果
[パフォーマンスの劣化]露出ケーブルが、Aトレンの海水ポンプ等の制御ケーブルトレイの開口部へ入線している箇所は、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可申請資料7伊方発電所第3号機）」に規定している1時間耐火能力を有する隔壁等を満たしていないことから、技術基準第１１条（火災による損傷の防止）第3号に違反していたと言える。また、露出ケーブルの存在が、火災影響低減対策上の不備であることは、容易に予測可能であることから、パフォーマンス劣化に該当する。
[スクリーニング]
このパフォーマンスの劣化により、露出ケーブルを放置した状態では、火災による外的要因に対する防護が不十分であり、制御ケーブルの焼損により、海水ポンプ等の機能性を確保できないおそれがあり、火災の影響軽減対策を満足しておらず、「拡大防止・影響緩和」の監視領域（小分類）の「外的要因に対する防護」の属性に関係付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する
[重要度評価]
検査指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書5火災防護に関する安全重要度評価ガイド」を適用した。ステップ1.2では表1.火災指摘事項区分1.4.6局部ケーブル又は機器の防護を適用し、ステップ1.3では添付2の劣化評価指針(3.火災の閉じ込めと局部ケーブル又は機器の防護）を用いて、当該検査指摘事項を確認したところ、バリア材の施工されていない露出ケーブル4本の全周面積が38cm²を超えることから「高劣化」に該当すると判断した。さらに、ステップ1.4検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問のステップ1.4.6局部ケーブル又は機器の防護に対する回答として、トレンチ室は、維持管理が適切になされた火災の自動感知及び消火設備によって防護されているため「Yes」となり、重要度は「緑」と判定する。
(3)深刻度の評価結果
検査指摘事項は、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可申請資料7伊方発電所第3号機)」を満足しておらず、技術基準第１１条（火災による損傷の防止）の違反であり、「原子力規制検査における規制対応措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLIV」と判定する。また、事業者は、本件について、既にCAP会議にて審議し、類似ケーブルの把握など、適切な是正が行われていることから、同ガイド「３(2)」の要件を満足するため、違反等の通知は実施しない。 4.伊方発電所3号機制御盤室内における感知器の不適切な箇所への設置による
火災感知機能の信頼性低下
(1)事象概要
令和2年8月に実施した火災防護のチーム検査において、制御盤室の現場確認を実施したところ、制御盤室内の天井に取り付けられている自動火災感知器のうち、熱感知器(1台)が換気口の空気吹出し口から約1. 2mしか離れていないことを確認した。事業者は、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書〈工事計画認可申請資料7伊方発電所第3号機）J5.1.2(1)b.(a)において、火災感知器は、消防法の設置条件に基づき、アナログ式の煙感知器、アナログ式の熱感知器又は非アナログ式の炎感知器から異なる種類の感知器を組み合わせて、火災区域又は火災区画に設置する設計とするとしている。また、消防法施行規則第23条第4項第8号では、「感知器は、換気口等の空気吹出し口から1．5m以上離れた位置に設ける」としているが、この条件を満足していない状況であった。なお、制御盤室には、火災の早期感知として当該熱感知器１台以外に煙感知器が２台、さらに自動消火設備(ハロゲン化物消火設備)用の熱感知器が2台あり、当該熱感知器以外の4台(煙感知器2台、熱感知器2台)は適切に設置されていたことを確認している。事業者は、本件についてCAP会議にて審議し、適切な箇所に設置する是正を行うこととしている。
(2)安全重要度の評価結果
[パフォーマンスの劣化]事業者は、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可申請資料7伊方発電所第３号機)」5.1.2(1)b.(a)において、火災感知器は、消防法の設置条件に基づき、火災区域又は火災区画に設置する設計とするとしており、消防法施行規則第23条第4項第8号では、「感知器は、換気口等の空気吹出し口から1．5m以上離れた位置に設ける」としているが、この条件を満足していない状況であり、技術基準第１１条（火災による損傷の防止）第2号に違反していたと言える。また、熱感知器が換気口の空気吹出し口近傍に設置されていた場合、火災感知機能の信頼性を損ねることは、容易に予測可能であることから、パフォーマンス劣化に該当する。
[スクリーニング]
当該制御盤が、異常時に、原子炉を低温停止するためのものであるため、このパフォーマンスの劣化により、当該熱感知器の火災感知機能の信頼性を損ねることは、「拡大防止・影響緩和」の監視領域（小分類）の「設備のパフォーマンス」の属性に関係付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する。
[重要度評価]
検査指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書5火災防護に関する安全重要度評価ガイド」に従い、ステップ1.2では表1.火災指摘事項区分1.4.2自動火災報知設備及び固定消火設備を適用し、ステップ1.3では添付2の劣化評価指針２.自動火災報知設備及び固定消火設備を用いて、当該検査指摘事項を確認したところ、制御盤室における感知器は5台設置されており、その内の熱感知器1台が空気吹出し口近傍に設置されていることから10%以上の劣化とし「高劣化」と判断した。さらに、ステップ1.4検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問のステップ1.4.2自動火災報知設備及び固定消火設備に対して、制御盤室には、煙感知器2台、並びに自動消火設備用の熱感知器2台が消防法施行規則の規定に基づき適切に設置されており、安全停止に必要な機器を保護するためのシステムの機能に悪影響を及ぼすことはないと判断され「No」となることから、詳細リスク評価は不要と判断し、重要度は「緑」と判定する。
(3)深刻度の評価結果
検査指摘事項は、「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可申請資料7伊方発電所第3号機)」を満足しておらず、技術基準第１１条（火災による損傷の防止）の違反であり、「原子力規制検査における規制対応措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLIV」と判定する。また、事業者は、本件についてCAP会議にて審議し、適切な箇所に設置する是正が行われることから同ガイド「3. 3(2)」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。
5. 川内原子力発電所2号機配線処理室内における不適切なケーブル敷設による
火災影響軽減対策の不備
(1)事象概要
令和元年度第4四半期に火災防護の試運用として現場確認を実施したところ、配線処理室内にて、鉄製の囲いに覆われて設置されているA系及びB系の安全停止系ケーブルトレイ上面の一部に開口部が認められ、それぞれの開口部の直上から、露出ケーブルが入線している状況を確認した。その後、令和2年度第2四半期の火災防護のチーム検査としての現場確認において、露出ケーブルが入線している同様の状況を確認したところ、A系で3箇所、B系で5箇所認められた。このうち、直線距離として最短である A 系の＃3037 (露出ケーブル長さ23cm、投影面積9 7. 75cm、全周面積307. 08cm)、B系の＃3257(露出ケーブル長さ19cm、投影面積80. 75㎝、全周面積253. 69㎝)の距離を実測したところ約2. 5mであり、かつそれぞれの露出ケーブルを隔てる鉄板等がないことを確認した。 「川内原子力発電所1号炉及び2号炉設置許可基準規則等への適合状況説明資料」には、配線処理室は安全停止系の A 系及び B 系のケーブルトレイが混在していることから、「火災防護に係る審査基準｣2.3.1(2)c.の互いの系列間が1時間の耐火能力を有する隔壁等で分離されておりとの規程に基づき、1時間の耐火性能を確認した鉄板等の隔壁にて火災の影響軽減のための対策を行うと記載されている。また、「川内原子力発電所2号機工事計画に係る説明資料」には、1時間耐火能力を有する隔壁等とともに、火災感知器及び自動消火設備による早期の消火によって火災の影響軽減のための対策を行うものと記載され、さらに「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（エ事計画認可申請添付資料7)」において、1時間の耐火能力を有する隔壁等として、「鉄板及び離隔距離」、「鉄板、発泡性耐火被覆及び離隔距離」、「鉄板及び断熱材」又は「耐火布団」の4種類を決めており、現地施工性を考慮していずれかを選定すると記載されている。このため、最短直線距離で約2. 5mの箇所は、1. 5mm以上の厚さの鉄板及び320mm以上などの離隔を確保することが必要であるが、要求を満たしていなかった。なお、配線処理室内に火災感知器及び自動消火設備が設置されていることは現場確認した。事業者は、検査官気付き事項に対してパフォーマンス劣化があるという認識のもと CR を発行し、CAP会議にて審議した上で、露出ケーブルの現場調査を行い、類似箇所に対して順次、 1時間耐火布団にて覆う対策を行う旨の説明を受けた。
(2)安全重要度の評価結果
[パフォーマンスの劣化]露出ケーブルのうち、A系とＢ系の最短直線距離が約2. 5mであり、かつ鉄板等が認められない箇所は、「川内原子力発電所2号機工事計画に係る説明資料」に規定している1時間耐火能力を有する隔壁等を満たしていないことから、技術基準第11条（火災による損傷の防止)第3号に違反していたと言える。また、露出ケーブルの存在は、火災影響低減対策上の不備であることは、容易に予測可能であることから、パフォーマンス劣化に該当する。
[スクリーニング]
このパフォーマンスの劣化により、露出ケーブルを放置した状態では、火災の影響軽減対策を満足しておらず、火災による外的要因に対する防護が不十分であり、安全停止系ケーブルの焼損により、余熱除去ポンプ制御関係等の機能性等を確保できないおそれがあり「拡大防止・影響緩和」の監視領域（小分類）の「外的要因に対する防護」の属性に関係付けられ、当該監視領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼすことから、検査指摘事項に該当する。
[重要度評価]
検査指摘事項の重要度を評価するため「原子力安全に係る重要度評価に関するガイド」の「附属書5火災防護に関する安全重要度評価ガイド」を適用した。ステップ1.2では表1．火災指摘事項区分1.4.6局部ケーブル又は機器の防護を適用し、ステップ1.3では添付2の劣化評価指針3.火災の閉じ込めと局部ケーブル又は機器の防護難燃性及び非難燃性板又はブランケットを用いて、当該検査指摘事項を確認したところ、バリア材の施工されていない場所（全周面積）が両系統の露出ケーブルとも38㎝を超えることから「高劣化」に該当すると判断した。さらに、ステップ1.4検査指摘事項区分に設定された定性的なスクリーニング質問のステップ1.4.6 :局部ケーブル又は機器の防護に対する回答として、ケーブルトレイのある区域は、維持管理が適切になされた火災の自動感知及び消火設備によって防護されているため「Yes」となり、重要度は「緑」と判定する。
(3)深刻度の評価結果
検査指摘事項は「川内原子力発電所2号機工事計画に係る説明資料」を満足しておらず、技術基準第11条(火災による損傷の防止)の違反であり、「原子力規制検査における規制対応措置に関するガイド」に基づき評価を行った結果、深刻度の評価において考慮する「規制活動への影響」等の要素は確認されていないことから、指摘事項の重要度の評価結果を踏まえ、事象の深刻度は「SLIV」と判定する。また、事業者は、露出ケーブルが確認された箇所に対して、順次、1時間耐火布団にて覆う対策に取り組み、是正に向けた対応を実施するなど、同ガイド「3. 3(2)」の要件を満足することから、違反等の通知は実施しない。伊発品発第２００１券令和２年１１月４日原子力規制庁原子力規制部安全規制管理官（専門検査担当） ->杉本　孝信　酸四国電力株式会社原子力本部伊方発電所品質保証部長伊方発電所  令和２年度（第２四半期）原子力規制検査報告書（案）に対する意見陳述について「原子力規制検査等斐施奨領」（令和元年１２月２５日　原子力規制庁長官制定）に基づき、以下のとおり意見等を陳述いたします。 1．意見内容別紙のとおり。以・上1.意見内容安全文化の育成と維持に関する活動の（１）の評価結果について、今後取り組むとしている活動についても「不十分」との評価と読めるため、「不十分」と評価した対象年度を明確化して頂きたい。

以　上
東京電力福島第一原子力発電所における実施計画検査の検査指摘事項
1.大型機器メンテナンス建屋内における休憩所サーベイの未実施
(1)事象概要
福島第一原子力発電所構内で協力企業が使用している大型機器メンテナンス建屋2階の休憩所において、実施計画で定められた毎日１回の表面汚染密度と空気中の放射性物質濃度の測定を2020年7月1日、3日及び6日で実施していなかったことが判明した。当該休憩所は、2 020年4月1日からタンク除染・保管作業（所管:運用支援グループ（以下「運用支援Ｇ」という。) )を委託された協力企業Aが使用していたが、7月1日からの作業中断に伴い6月30日で休憩所の使用を休止した。協力企業Aに代わり、7月1日からは、大型機器除染装置点検工事(所管:共用機械設備グループ(以下「共用機械設備G」という。) )を委託された協力企業Bが休題所を使用していた。その際、協力企業Bは測定を実施していたものの、実施計画に定める毎日1回の測定を行っていなかった。所管GMは、本来、「放射線管理基本マニュアル」に基づき、休憩所の測定結果を確認し放射線防護GMに報告することになっているが、当該休憩所を使用していた4月1日～6月30日の間、作業所管である運用支援GMは測定結果を確認せず、協力企業Aが直接放射線防護G及び協力企業C(放射線防護GMから放射線管理業務を受託)に報告していた。共用機械設備GMも同様に測定結果を確認していなかった。この報告は、測定を実施した2～3営業日後に協力企業Aから放射線防護G及び協力企業Cに送付されており、放射線防護GMは測定結果を即日確認していなかった。 7月7日、放射線防護GMは、協力企業Bから送付されるべき測定結果が7月1日以降提出されていないとの報告を協力企業Cから受け、７月７日分について未実施であった測定を行い、維持管理基準を満足していることを確認した。７月８日、共用機械設備GIは、協力企業Cからの問い合わせを受けて協力企業Bに確認し、7月１日、3日及び6日の測定が未実施であったことを確認し、放射線防護Gに報告した。なお、事業者は、休憩所に入る前に身体サーベイを行い汚染がないことを確認して入室していること、入退域管理棟のゲートモニタにおいても当日休憩所を利用した作業員に顔面汚染は発生していないことから、内部取り込みはなかったと判断した。
(2)保安活動への影響評価
放射線防護GMが、休憩所において、汚染のないことを確認するため毎日１回の表面汚染密度と空気中の放射性物質濃度の測定を実施していなかったことは、実施計画「第60条第１項」の不履行に該当する。これは、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設実施計画検査実施要領(以下「実施要領」という。)に基づき影響度を評価した結果、身体汚染及び内部取り込みがなかったことから、実施要領表１．の「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当する。また、作業所管GMが協力企業による測定結果を確認していなかったこと、放射線防護GMが測定結果を即日確認せず測定未実施を見過ごしたこと、2020年4月に組織改編を行い、以前は両チームが別のグループに所属していたものを同じ放射線防護Gとして統合したものの、業務を統括すべき放射線防護GMによる管理が不十分であり、組織としての業務の管理ができていなかったことから、実施計画「第3条（品質保証計画）7. 5. 1業務の管理組織は、「業務の計画」（7．1参照）に基づき業務を管理された状態で実施する。」の不履行に該当する。これは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、品質マネジメントへの影響があったものの、原子力安全に大きな影響を与えなかったことから、実施要領表１．「影響はあるが軽微なもの（軽微）」に該当する。
(3)総合評定
本事象について、実施要領に基づき影響度を総合的に評価した結果、「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当し、実施計画違反の判定区分は、軽微な違反(監視)と判定する。
2. 3号機タービン建屋屋上部雨水対策工事における顔面汚染
(1)事象概要
2020年8月18日、3号機タービン建屋屋上での雨水対策工事（主管:建築設備建設グループ(以下「建築設備建設G」という。) )に従事していた作業員の顔面及び鼻腔に汚染が確認された。当該作業員は、半面マスクを使用して、塗装面を刷毛で清掃しながら下地塗装作業を行ったことにより、ダストが舞い上がり顔面が汚染したものである。８月１９日、放射線防護GMは、内部被ばく線量は記録レベル（2mSv）未満であり、有意な取り込みはないと判断した。同日の朝に実施したTBM－KYにおいて、元請企業Aの放射線管理員は、清掃作業の担当者2名に対して、全面マスクを着用するよう指示していた。一方、元請企業Aの現場代理人は、当該作業の前に実施したガレキ撤去工事において、5月30日の作業後に空気中放射性物質濃度を測定したところ、3. ３× 10¯5Bq／cm³であったことから、「放射線管理基本マニュアル」に定めるマスクの着用基準に基づき、半面マスク又は全面マスクを着用することが可能であると判断し、同じ屋上で他の作業を実施する作業員８名に対して、熱中症対策として半面マスクを選択することが可能であることを伝え、当該作業員を含む4名が半面マスクを着用して作業を実施していた。放射線管理員は、作業開始前に空間線量率を測定し、前日の測定値からの変動がないことは確認したものの、作業中の空気中放射性物質濃度の測定を実施しなかった。これらのことから、作業に伴うダストの舞い上がりによる身体汚染への影響を適時に把握することができなかった。なお、施工計画書のリスク評価では、下地塗装前に実施する残砂の清掃作業が作業工程に抽出されておらず、ダストの舞い上がりに対する対策や防護装備について検討されていなかった。また、施工要領書のフロー図には、清掃作業が含まれていたものの、放射線管理に係る注意事項は検討されていなかった。また、「工事共通仕様書[福島第一]」に定められている「作業予定表・防護指示書」（以下「防護指示書」という。）は、建築設備建設Gの工事監理員が承認し、協力企業3社の担当者がサインした後に現場に掲示されていたが、防護指示書にて指示された安全、品質保証及び放射線管理に係る事項について、遵守状況を確認してチェックする欄があるにも関わらず、元請企業Aはチェックしていなかった。
(2)保安活動への影響評価
本事象は、放射線防護に係る不適切な作業計画及び作業管理の結果、作業員の顔面が汚染し、内部被ばくをしたものである。これは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、法令で定める限度を超えた被ばく又は身体汚染に至った事象ではないことから、実施要領表１．の「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当する。建築設備建設GMが、作業内容及び作業環境の検討を十分に行わず、適切なマスクの着用の指示を行わなかったこと、並びに作業環境の適切な監視を行わなかったことは、実施計画「第3条(品質保証計画) 7.業務の計画及び実施 7. 1業務の計画」(3)c)その業務・特定原子力施設のための検証、妥当性確認、監視、測定、検査及び試験活動、並びにこれらの合否判定基準」の不履行に該当する。また、建築設備建設GMが、「防護指示書」を適切に運用していなかったことは、実施計画「第3条（品質保証計画）7.業務の計画及び実施 7. 5. 1業務の管理組織は、「業務の計画」（7．1参照）に基づき業務を管理された状態で実施する。」の不履行に該当する。これらは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、品質マネジメントへの影響があったものの、原子力安全に大きな影響を与えなかったことから、実施要領表１．の「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当する。 (3)総合評定本事象について、実施要領に基づき影響度を総合的に評価した結果、「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当し、実施計画違反の判定区分は、軽微な違反(監視)と判定する。
3. 2号機使用済燃料プールスキマサージタンク水補給操作における不適切な操作
(1)事象概要
2020年8月20日14時20分、2号機使用済燃料プール（以下「SFP」という。)スキマサージタンク水の補給操作(以下｢補給操作｣という｡)を実施したところ、｢一次系差流量大｣警報が発報し、インターロックが動作して運転中のSFP一次系ポンプ(B)が停止した。 14時18分頃、現場系統構成を完了したことに合わせて、現場操作者は、補給操作を確認する連絡を免震重要棟集中監視室(以下「免震棟」という。)の操作者に行った。免震棟の操作者は本来の手順である水を補給する前にインターロックを除外する操作を行わずに現場操作者に了解したとの連絡を行い、補給操作を実施したため、14時20分にインターロックが動作して「一次系差流量大」警報が発報し、運転中のSFP一次系ポンプ(B)が停止した。当該補給操作は、当直長の指揮の下、免震棟に指揮者、操作者各１名、現場に操作者１名を配置して実施すべきであったが、当直長は、補給操作前に体制が整っていることを確認しなかった。その結果、操作者が補給操作開始を当直長及び指揮者に連絡せずに、免震棟の操作者と現場操作者だけで補給操作を開始した。このため、当直長及び指揮者は、補給操作が始まっていることに気付かず補給操作に立ち会っていなかった。また、免震棟と現場の操作者は、1～4号機設備別操作手順書（以下「手順書」という。)を相互に確認しチェックを行いながら操作を行うべきところ、免震棟の操作者は、補給操作は何回も行っており、準備していた手順書を見なくても操作出来ると考え、手順書を使用しなかった。現場操作者からの補給水ライン止め弁｢全開｣可能かを確認する連絡に手順書を確認することなくて解した。その結果、インターロックを除外する操作を行わずに補給操作を行ったために運転中のSFP一次系ポンプ(B)が停止した。停止後直ちに、停止したポンプに異常が無いこと及び漏えいが無いことを確認し、16時44分、SFP一次系ポンプ(B)を起動し、SFPの冷却を再開した。SFPの冷却停止時間は2時間2 4分であり、この間、SFP水温は34.6℃から34.7℃まで0.1℃上昇した。事業者は、SFP一次系ポンプ(B)の停止前後において、敷地境界モニタリングポストや連続ダストモニタに有意な変動は無かったことから、外部への影響は無かったと判断した。
(2)保安活動への影響評価
補給操作時にインターロックが動作して運転中のSFP一次系ポンプが停止した。これは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、SFPの水温上昇が0. 1°Cと僅かであったことから、実施要領表1.の「影響はあるが軽微なもの（軽微）」に該当する。当直員が補給操作にあたり、自ら制定したマニュアル、手順書を遵守せず、SFPの一次系ポンプを停止させ、冷却が停止したことは、指導、管理すべき当直長が適切に管理できておらず、当直員の過信や省略行動を見逃しており、実施計画「第3条（品質保証計画）7.業務の計画及び実施7.5.1業務の管理組織は、「業務の計画」（7.1参照）に基づき業務を管理された状態で実施する。」の不履行に該当する。これは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、品質マネジメントへの影響があったものの、原子力安全に大きな影響を与えなかったことから、実施要領表1.「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当する。
(3)総合評定
本事象について、実施要領に基づき影響度を総合的に評価した結果、「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当し、実施計画違反の判定区分は、軽微な違反(監視)と判定する。しかしながら、類似事象が発生していること及び新たな要因(体制の未確立)も確認されたことから、適切な人員配置、リスクの抽出、作業手順の確認、過去の不適合の要因分析と改善対策、有効性評価等について、第3四半期において継続して検査を行い確認し、それらを踏まえて最終判定を行うこととする。
4. 5•6号機自動火災報知設備の火災信号受信不備
(1)事象概要
2020年8月28日0時34分頃、中央制御室内監視PC画面に、当該建屋「警報作動」を示すポップアップ表示とアラーム音を確認した。同日0時54分頃、当直員は当該建屋内の火災受信機の「火災」表示、ベルの鳴動及び煙感知器の動作を確認したが、建屋内部に発煙、焦げ跡等が確認できなかったことから煙感知器の誤作動と判断した。今回のような場合、本来であれば煙感知器が作動し、火災信号を発信した際には、中継器を介して中央制御室入口前の受信機を介し監視PC画面に「火災」と表示がされるべきであるがその表示がされなかった。これは設備の設計管理区分を設計管理対象外と判断し、本来行うべき設計管理を行っておらず、調達要求事項を明確に規定しないまま発注したことにより火災信号を「火災」として表示されることを確認できない状態で検収したためである。また、他の受信機を確認したところ、周辺建屋（5カ所）においても、監視PC画面に「火災」と表示されない状態であることが判明した。
(2)保安活動への影響評価
監視PC画面で「警報作動」としてポップアップ表示され、「火災」として識別できなかったこと、設計管理マニュアルに基づく設計管理及び設計レビューが行われなかったこと並びに調達要求事項を明確に規定せず発注し、「火災」として表示されることを確認できない状態で検収したことは、実施計画「第3条(品質保証計画)7.業務の計画及び実施7. 3設計・開発7. 3. 1設計・開発の計画(1)組織は、特定原子力施設の設計・開発の計画を策定し、管理する。 7. 4調達 7.  4.  1調達プロセス(1)組織は、規定された調達要求事項に、調達製品が適合することを確実にする。 7. 5. 3識別及びトレーサビリティ(2)組織は、業務の計画及び実施の全過程において、監視及び測定の要求事項に関連して、業務・特定原子力施設の状態を識別する。」の不履行に該当する。これは、実施要領に基づき影響度を評価した結果、品質マネジメントへの影響があるものの、原子力安全に大きな影響を与えなかったことから、実施要領表１.「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当する。
(3)総合評定
本事象について、実施要領に基づき影響度を総合的に評価した結果、「影響はあるが軽微なもの(軽微)」に該当し、実施計画違反の判定区分は、軽微な違反(監視)と判定する。年間検査計画に対する原子力規制検査(チーム検査)の実施状況及び今後のチーム検査計画
その他:法定確認に係るチーム検査¹³の第2四半期実績O事業所外の運搬確認(燃料体管理(貯蔵・輸送)の検査を実施) ・グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン•関西電力美浜発電所・四国電力伊方発電所•京都大学 複合原子力科学研究所O放射能濃度確認(放射性固体廃棄物等の管理の検査を実施) ・新型転換炉原型炉ふげん〇廃止措置終了確認(非該当使用者等の検査を実施) ・東邦金属(株)寝屋川工場(非該当使用施設) ・九州大学工学部（非該当使用施設）
令和２年１０月報告書（案） |参考資料四国電力株式会社伊方発電所令和2年度(第2四半期)原子力規制検査報告書(案)令和2年10月実用炉監視部門専門検査部門-27-令和２年１０月報告書（案）
目次

令和２年１０月報告書（案） 1.実施概要(1)事業者名:四国電力株式会社(2)事業所名:伊方発電所(3)検査実施期間:令和2年7月1日～令和2年9月30日(4)検査実施者:伊方原子力規制事務所村上恒夫新田博美原田智反町幸之助原子力規制部検査グループ専門検査部門村尾周仁澤田敦夫田中孝行北嶋勝彦増本豊比企教雄原子力規制部検査グループ核燃料施設等監視部門伊藤信哉木原圭一小野真人島根原子力規制事務所小山 直稔検査補助者:伊方原子力規制事務所石口孝治原子力規制部検査グループ専門検査部門田邊瞳新岡輝正原子力安全人材育成センター石井洋一2.指摘事項概要一覧(1)
令和２年１０月報告書（案）

4.検査内容
検査は、検査対象に対して適切な検査運用ガイド（以下単に「ガイド」という。）を使用して実施した。検査対象については、原子力検査官が事前に入手した現状の施設の運用や保安に関する事項、安全活動の状況、リスク情報等を踏まえて選定し、検査を行った。検査においては、事業者の実際の安全活動、社内基準、記録類の確認、関係者への聞き取り等により活動状況を確認した。ガイドは、原子力規制委員会ホームページに掲載されている。第2四半期は、以下のとおり検査を実施した。
4. 1日常検査
(1)ガイドBM0020定期事業者検査に対する監督検査項目 定期事業者検査検査対象1)1号機廃止措置中性能維持施設状態確認検査2)2号機使用済燃料貯蔵槽冷却浄化系機能検査3) 3号機 主蒸気安全弁漏えい検査4)3号機1次系安全弁検査5)３号機原子炉格納容器水素再結合装置機能検査6)３号機直流電源系作動検査7)3号機その他非常用発電装置の機能検査8)3号機その他非常用発電装置の付属設備検査(2)ガイドBM0060  保全の有効性評価検査項目 施設管理目標の監視及び評価検査対象1)3号機保全活動管理指標の確認(3)ガイドBM0110作業管理令和２年１０月報告書（案）検査項目 作業管理検査対象1)3号機中央制御室空調ダンパの開閉試験2)３号機 スタッドボルトの超音波探傷検査の作業状況(4)ガイドBO0010サーベイランス試験検査項目標準的な検査検査対象1)2号機中央制御室非常用給気ファン起動試験2) 2号機非常用ディーゼル発電機(A号機、B号機)負荷試験3)2号機アニュラス排気ファン(A号機)起動試験4)2号機格納容器給排気ファン起動試験5)2号機使用済燃料ピット排気ファン(A号機)起動試験6) 3号機安全補機室冷却ファン(A号機、B号機)起動試験(5)ガイドBO0060 燃料体管理(貯蔵・輸送)検査項目燃料の運搬等検査対象1) 1号機 新燃料貯蔵庫から輸送容器への新燃料の移動作業の実施状況(6)ガイドBO1020 設備の系統構成検査項目標準的系統構成検査対象1)2号機海水ポンプC号機の待機状態の系統構成2)2号機使用済燃料ピットへの補給水系の系統構成3)3号機海水ポンプA号機の待機状態の系統構成4) 3号機 原子炉補機冷却水ポンプA号機の待機状態の系統構成5)3号機使用済燃料ピットへの補給水系の系統構成(7)ガイドBO1040動作可能性判断及び機能性評価検査項目 動作可能性判断及び機能性評価検査対象1) 3号機空冷式非常用発電装置の点検に伴う非常用ディーゼル発電機の動作状況2)3号機空冷式非常用発電装置(3号機、4号機)の動作状況3)3号機大型ポンプ車待機状態4)3号機非常用ディーゼル発電機(A号機)の待機状態令和２年１０月報告書（案） 5) 3号機加圧器安全弁及び主蒸気安全弁の吹出し圧力設定値(8)ガイドBO1070運転員能力検査項目 中央制御室・現場での運転員の活動状況検査対象1)2号機非常用ディーゼル発電機(A号機、B号機)負荷試験検査項目 運転責任者認定試験の適切性検査対象1)講習会場の環境整備状況2)試験立会人の配置状況3)配布資料の管理状況(9)ガイドBE0010自然災害防護検査項目自然災害防護検査対象1)大雨時の運転員の対応状況2)台風9号接近に伴う対応状況3)台風10号接近に伴う対応状況(10)ガイドBE0020火災防護検査項目 四半期検査検査対象1)1号機ディーゼル駆動消火ポンプ定期試験2)2号機消防自動車操作訓練の実施状況3)3号機原子炉建屋(管理区域)の非常灯及び誘導灯の管理状況4)3号機原子炉補助建屋(管理区域)の非常灯及び誘導灯の管理状況5)3号機消防自動車操作訓練の実施状況(11)ガイドBE0040 緊急時対応組織の維持検査項目 緊急時対応組織の維持検査対象1 )シミュレータを用いた発電所緊急時対策所及び本店との連携通報訓練の実施状況2)夜間における緊急時対応要員の体制の確認及び運転員の引継状況(12)ガイドBE0050 緊急時対応の準備と保全令和２年１０月報告書（案）検査項目緊急時対応の準備と保全検査対象1)緊急時対策所換気設備の保全状況(13)ガイドBE0060重大事故等対応要員の能力維持検査項目重大事故等発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練検査対象1) 3号機中型ポンプ車及び加圧ポンプ車による炉心注水等の訓練2)3号機 緊急時対策所空調設備ダクト接続訓練3)3号機ディーゼル発電機火山灰フィルタ取付け訓練検査項目 重大事故等発生時に係る成立性の確認訓練検査対象1) 3号機加圧器逃がし弁の機能回復訓練（代替空気供給） 2)3号機ディスタンスピース接続訓練検査項目 大規模損壊発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練検査対象1)3号機ラフテレーンクレーンの取扱い訓練(14)ガイドBE0100津波防護検査項目 津波防護検査対象1)3号機海水ピット水位計(B系統)の設置状況(15)ガイドBR0010 放射線被ばくの管理検査項目 放射線被ばくの管理検査対象1)3号機線量当量率測定業務の実施状況(16)ガイドBR0070  放射性固体廃棄物等の管理検査項目放射性固体廃棄物等の管理検査対象1 )固体廃棄物貯蔵庫における固体廃棄物の管理状況(17)ガイドBQ0010品質マネジメントシステムの運用令和２年１０月報告書（案）検査項目 半期検査1)不適合の傾向分析(18)ガイドBQ0040安全実績指標の検証検査項目 安全実績指標の検証検査対象1)第1四半期の安全実績指標の検証4. 2 チーム検査(1)ガイドBO0060燃料体管理(貯蔵・輸送)検査項目 発送前検査検査対象1)発送前検査の実施状況2)輸送容器の定期自主検査の実施状況(委託された者:三菱原子燃料株式会社) (2)ガイドBE0021火災防護(3年)検査項目火災防護(3年)検査対象1 )安全停止能力の防護に係る適切な維持管理2)受動的な火災防護設備に係る適切な維持管理(指摘事項あり) 3)能動的な火災防護設備に係る適切な維持管理(指摘事項あり) 4)消火活動による損傷に対する防護5)代替停止能力に係る対応6)火災防護計画等の運営管理及び変更に関する評価と記録(3)ガイドBQ0010品質マネジメントシステムの運用検査項目 年次検査検査対象1)改善措置活動の実効性2)他施設における運転経験及び知見の活用3)マネジメントレビュー等の自己評価及び監査4)安全文化の育成と維持に関する活動5.検査結果5. 1指摘事項等の詳細令和２年１０月報告書（案）
(2)
令和２年１０月報告書（案）

5. 2未決事項
なし5. ３検査継続案件なし
令和２年１０月報告書（案）
6.確認資料6. 1日常検査(1)ガイドBM0020定期事業者検査に対する監督検査項目 定期事業者検査資料名・定期事業者検査要領書令和２年１０月報告書（案） ・定期事業者検査成績書(7／22、7／30、7／31、8／1、8／17、8／18、9／9、9／ 25、9／29分） •検査責任者申請書／選任書•定期事業者検査検査責任者•検査責任者代行者指名書・検査担当者・検査員（当社、関係者会社）申請書／選任書・技術助勢員A・B申請/認定書・検査助勢員申請書／選任書・検査助勢作業に関する講習•校正記録(2)ガイドBM0060保全の有効性評価検査項目 施設管理目標の監視及び評価資料名・指標監視四半期報告書（令和2年度第1四半期分） (3)ガイドBM0110作業管理検査項目作業管理資料名・換気空調設備定期点検記録（8／26分） •定期点検品質保証チェックシート・定期事業者検査成績書(9／2分) ・検査責任者申請書／選任書・定期事業者検査検査責任者・検査責任者代行者指名書•検査責任者代行者申請書／選任書•検査判定者申請／認定書・技術担当者・技術員申請/認定書・技術助成員A・B 申請／認定書•校正記録(4)ガイドBOOO10サーベイランス試験検査項目標準的な検査資料名•操作手順書・定期点検チェックシート(7／7、7／8、7／17、7／19、8／19、9／3、9／24分)令和２年１０月報告書（案） (5)ガイドBO0060燃料体管理(貯蔵・輸送)検査項目燃料の運搬等資料名・四国電力㈱伊方発電所第1号機保管中の新燃料集合体の搬出工事工事要領書(6)ガイドBO1020設備の系統構成検査項目標準的系統構成資料名・系統図•単線結線図(7)ガイドBO1040動作可能性判断及び機能性評価検査項目 動作可能性判断及び機能性評価資料名•定期点検内規•隔離操作票・統合型保修管理システム・3号機第15回定検保安規定第88条に係る作業一覧(青旗作業) (8)ガイドBO1070運転員能力検査項目 中央制御室・現場での運転員の活動状況資料名•操作手順書検査項目 運転責任者認定試験の適切性資料名特になし(9)ガイドBE0020自然災害防護検査項目 自然災害防護資料名·運転連絡書気象情報の警報等発信時における連絡(改4) •3U 故障・事故処理内規（全般編） ・台風9号接近に伴う予備体制発令（電子メールで周知）令和２年１０月報告書（案） •9／3付予備体制発令の解除(電子メールで周知) ・台風10号接近に伴う予備体制発令（電子メールで周知） •3号機台風対策チェックシート•12号機台風対策チェックシート・台風10号通過後の点検実施について（電子メールで周知） ・自然災害対応内規に基づく予備体制の解除について（電子メールで周知）
(10)ガイドBE0020火災防護
検査項目 四半期検査資料名・手順書・定期点検チェックシート(9／15分) •消防自動車操作訓練計画・系統図(11)ガイドBE0040 緊急時対応組織の維持検査項目 緊急時対応組織の維持資料名•令和2年度MTCシミユレータ訓練連携通報連絡に関する訓練実施計画書•令和2年度MTCシミユレータ訓練連携通報連絡に関する訓練訓練シナリオ•2020年度 MTCシミュレータ訓練連携通報連絡に関する訓練実施報告書・緊急時対応要員等当番管理マニュアル•緊急時対応要員(四電)当番予定表
(12)ガイドBE0050 緊急時対応の準備と保全
検査項目 緊急時対応の準備と保全資料名•適合性確認検査要領書(SIN3－基－0608) •適合性確認検査成績書(SIN3－基－0608) •伊方発電所第3号機 2020年度緊急時対策所計装品点検工事要領書•伊方発電所第3号機 2020年度緊急時対策所計装品点検工事記録I •伊方発電所第3号機 2020年度緊急時対策所計装品点検工事記録II ・計器単体試験成績書
(13)ガイドBE0060重大事故等対応要員の能力維持
検査項目 重大事故等発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練令和２年１０月報告書（案）資料名・緊急時対応教育訓練マニュアル（保修編） ・重大事故等対策に係る教育・訓練水源確保班力量付与・力量維持机上教育テキスト(手順①, ④, ⑤) ・緊急時対応教育訓練実施記録(7／1、7／8分) •多量降灰時の活動手順書（中型ポンプ車等によるS／Gへの注水） ・多量の降灰に備えた対応措置に係る教育訓練実施記録(7／28分)検査項目 重大事故等発生時に係る成立性確認訓練資料名・緊急時対応教育訓練実施記録(7／8分) ・技術的能力に係る成立性確認チェックシート（7／8分）検査項目 大規模損壊発生時に係る力量の維持向上のための教育及び訓練資料名・緊急時対応教育訓練実施記録(7／13分) (14)ガイドBEO100津波防護検査項目 津波防護資料名・伊方発電所機種別標準作業要領書その他スタティックループテスト•ループ試験成績書(15)ガイドBR0010 放射線被ばくの管理検査項目 放射線被ばくの管理資料名・伊方発電所における放射線管理および化学管理業務委託作業要領書(16)ガイドBR0070 放射性固体廃棄物等の管理検査項目放射性固体廃棄物等の管理資料名•固体廃棄物管理票•廃棄体履歴情報・固体廃棄物貯蔵庫ドラム缶配置図令和２年１０月報告書（案） (17)ガイドBQ0010品質マネジメントシステムの運用検査項目 半期検査資料名・不適合に関する傾向分析(18)ガイドBQ0040安全実績指標の検証検査項目 安全実績指標の検証資料名・安全実績指標(PI)の報告書(2020年度第1四半期) 6. 2 チーム検査(1)ガイドBO0060燃料体管理(貯蔵・輸送)検査項目 発送前検査資料名•MFC−1型輸送容器定期検査要領•四国電力梯伊方発電所第1号機保管中の新燃料集合体の搬出工事工事要領書•輸送物発送前検査結果作成要領•伊方発電所第1号機非汚染燃料集合体梱包時検査要領書•伊方発電所核燃料輸送物発送前検査及び防護措置検査要領書(MFC-1型核燃料輸送物） ・現地梱包時検査の検査員資格認定管理要領•現地工事の資格認定要領•輸送容器品質保証計画・是正処置管理(CAR)要領•非汚染新燃料集合体梱包前検査記録•トルクレンチ使用前点検記録（チェックシートNo.2） •1号機ハイタワー/吊具等点検チェックシート（チェックシートNo.3） •1号機新燃料取扱工具点検チェックシート(チェックシートNo.4) •1号機新燃料の輸送容器への梱包・検査チェックシート(チェックシートNo.7–1,2) •1号機新燃料の輸送容器への梱包 吊具脱着管理チェックシート(チェックシートNo.13) •放射線計測等点検報告書(定期)細則-3電離箱サーベイメータ(TK-4096-S627) (2)ガイドBR0021火災防護(3年)検査項目火災防護(3年)資料名令和２年１０月報告書（案） •伊方発電所3号炉設置許可基準規則等への適合性について(設計基準対象施設) •発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可申請添付資料7伊方発電所第3号機） •伊方発電所3号炉火災区域(区画)特性表•消防用設備等点検結果報告書｢自動火災報知設備｣ (伊方発電所3号機2019年度上期） •消防用設備等点検結果報告書「ハロゲン化物消火設備」（伊方発電所3号機2019年6月） ・火災防護計画に基づく評価（2019年度） •伊方発電所3号炉設置許可基準規則等に係る補足説明資料
(3)ガイドBQ0010品質マネジメントシステムの運用
検査項目 年次検査資料名・原子力発電所品質保証規程・原子力発電所品質保証基準・原子力発電所内部品質監査要領・原子力発電所安全文化育成および維持活動要領•伊方発電所不適合管理内規•伊方発電所予防処置管理内規•ヒューマンファクター事象等管理マニュアル•第160回、第163回、第168回、第170回、第177回、第182回、第184回品質保証運営委員会議事録•伊方発電所で連続発生したトラブルの原因と対策をとりまとめた報告書の提出について／同報告書の一部補正について•第111回、第123回、第124回ヒューマンファクター検討会議•平成31年度／令和元年度伊方発電所における品質保証活動の実施状況(令和2年2月18日） •平成31年度／令和元年度原子力部門における品質保証活動の実施状況(令和2年3月12日） •平成31年度／令和元年度原子力部門における品質保証活動の実施状況(令和2年3月19日） •平成31年度／令和元年度マネジメントレビューからのアウトプットについて(令和2年3月19日) •伊方3号機第15回定検において発生したトラブル対応に関する考査室特命考査の実施報告について•2019年度原子力品質監査計画について(2019. 3. 19)令和２年１０月報告書（案） •2019年度原子力監査担当業務計画レビュー(最終) (2019. 4. 20) •平成29年度伊方発電所業務計画実施状況（実績反映）平成30年7月•平成30年度伊方発電所業務計画実施状況（実績反映）令和元年7月•平成31年度／令和元年度伊方発電所業務計画実施状況(実績反映[KPIを除く])令和2年4月