総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会原子炉安全小委員会運転管理ワーキンググループ（第１回）−議事録

日時：平成21年5月26日（火）13：59〜16：15
場所：経済産業省別館10階1020号会議室

出席者

議事概要

• 山本原子力発電検査課長
  それでは、定刻になりましたので、ただいまから第1回「運転管理ワーキンググループ」を開催いたしたいと思います。
  委員の皆様におかれましては、本日は、お忙しい中、御出席いただきまして誠にありがとうございます。
  まず、初回でございますので、開催に先立ちまして、私ども保安院の福島首席統括安全審査官より一言ごあいさつをさせていただきます。
• 福島首席統括安全審査官
  保安院の福島でございます。
  片岡主査を初めとしまして、先生方には、今回、原子炉安全小委員会の運転管理ワーキンググループ委員をお引き受けくださいまして誠にありがとうございます。
  私ども保安院は、不断にいろいろな規制の制度でございますとか、あるいは基準といったものの見直しといいますか高度化といったものに向けて努力しております。これは改めて申し上げるまでもないのですけれども、一つは、過去におきましてはいろいろな事故、災害、トラブル、場合によってはいろいろな不適切な事象、そういったものの再発防止に向けた対応ということでもございますが、もう一つ大事だと私ども日ごろ思っておりますのは、やはりいろいろな原子力安全をめぐる情勢、環境の変化、設備そのもので言いますれば、だんだん高経年化することでございますとか、あるいは運転経験をいろいろ積んで、新しい知見とか知識も蓄積してきたことでございますとか、世界に目を転じますと、今いろいろな原子力をめぐる先進的な取り組み、あるいは新たな導入に向けた取り組みなどもなされている。そういったことで、我々はそういう状況の変化に対応して、将来を見越した対応ということを常日ごろからこういう安全の分野においても取り入れていくことが当然大事だというような観点で、それなりに努力をしてきたつもりでございます。
  過去において、どうしても今までに起きたことに対することに力を注がざるを得ないということもございましたけれども、やはりこれだけ運転の経験などを蓄積してまいりましたので、それを踏まえた新しい基本的な、科学的な仕組みづくりということが非常に大事だと考えております。その点で、今回のこの運転管理ワーキンググループでは、運転管理に関します規定類の見直しとか、ルールの見直し、新しい知識、経験を取り入れた仕組みづくりをしていくための検討の場ということで、先生方にこれまでにも増しましていろいろ御助言、御指導をいただきながら、いい仕組みづくりをしてまいりたいと考えておりますので、改めましてよろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  ありがとうございました。
  それでは、まず、本運転管理ワーキンググループでございますが、これは、原子炉安全小委員会のもとに設置されましたワーキンググループでございます。このワーキンググループの設置及び主査の選任につきましては、この上位の原子炉安全小委員会の委員長でおられます班目先生の御了解をいただいているところでございます。そして、本ワーキンググループの主査につきましては、片岡先生に御就任いただくということで御了解もいただいているところでございます。
  それでは、初回でございますので、まず、主査の片岡先生から一言ごあいさつをお願いいたします。
• 片岡主査
  委員の先生方、御多用のところを御出席ありがとうございます。ただいま御紹介いただきました大阪大学の大学院工学研究科の片岡でございます。
  平成13年1月に日本の保安規定の運転管理規定が見直されて以降、約8年間が経過いたしました。その間、運転実績もあり、運転管理についての知見も蓄積されてまいりました。また、米国原子力規制委員会におきまして、標準技術仕様書、いわゆるSTSと呼ばれるものですが、これが運転実績等の背景をもとに改訂を重ねてまいりました。そういったことを背景に、このたび日本の保安規定の運転管理規定を見直すこととなりました。
  運転管理規定を見直すに当たり、原子炉施設等の運転管理に関する技術的な助言を仰ぐ場としまして、原子炉安全小委員会のもとに、新たにこの運転管理ワーキンググループが設けられることとなりました。これによって、より効果的な原子力安全規制が実現して、原子力の安全をより向上させるものと期待されます。
  皆様、何とぞよろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  続きまして、初回でございますので、本ワーキンググループの委員の皆様を御紹介したいと思います。まず、委員及び専門委員の方々を御紹介させていただきます。委員の名簿につきましては、資料1の裏面の方に委員名簿がついてございますので、そちらをごらんいただければと思います。席の順番から御紹介したいと思います。
  まず、東京大学大学院新領域創成科学研究科教授の岡本孝司委員でいらっしゃいます。
• 岡本委員
  岡本でございます。どうぞよろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  それから、東京工業大学原子炉工学研究所教授の関本博委員でいらっしゃいますが、本日は御都合により御欠席という御連絡をいただいております。
  続きまして、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻教授の長崎晋也委員でいらっしゃいます。
• 長崎委員
  長崎でございます。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  続きまして、法政大学大学院システムデザイン研究科客員教授の宮健三委員でいらっしゃいます。
• 宮委員
  宮です。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  続きまして、専門委員の先生方を御紹介いたします。
  日本原子力研究開発機構安全研究センター副センター長の平野雅司専門委員でいらっしゃいます。
• 平野委員
  平野です。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  同じく、日本原子力研究開発機構安全研究センターの研究主席の渡邉憲夫専門委員でいらっしゃいます。
• 渡邉委員
  渡邉です。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  以上の6名の方々に委員及び専門委員をお願いしているところでございます。
  続きまして、特別専門員の方々を御紹介させていただきます。
  まず、日本電機工業会の大獄通明専門委員でいらっしゃいますが、本日は、御都合により、古川雄二様が代理出席いただいております。
• 古川特別専門員
  本日は大獄の代理で出席しております古川です。よろしくお願いします。
• 山本原子力発電検査課長
  同じく、日本電機工業会の清水俊一専門員でいらっしゃいます。
• 清水特別専門員
  清水です。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  続きまして、電気事業連合会の藤原健二専門員でいらっしゃいます。
• 藤原特別専門員
  藤原です。よろしくお願いします。
• 山本原子力発電検査課長
  同じく、電気事業連合会の古橋和己専門員でいらっしゃいます。
• 古橋特別専門員
  古橋です。よろしくお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  以上の4名の方々に特別専門員として本ワーキンググループへの参加をお願いしているところでございます。
  なお、今後の審議の進捗に応じまして、必要がございましたら委員の追加等をさせていただきたいと考えております。
  それでは、片岡主査、よろしくお願いします。
• 片岡主査
  それでは、議事に入る前に事務局から本ワーキンググループの開催方法と配付資料の御確認をお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  それでは、まず、配付資料の確認をさせていただきたいと思います。
  まず、配付資料でございますが、お手元の議事次第・配付資料一覧という紙がございます。資料は、資料1、2、3、4、5と5種類ございます。
  まず、資料1が、先ほど御紹介いたしました保安院の資料でございますが、「運転管理WGの設置について」というものでございます。
  資料2が、「第1回運転管理WG運転管理に係る海外の基準と我が国の保安規定との比較」、保安院の資料でございます。
  資料3が、「我が国の運転実績及び米国標準技術仕様書（STS）改訂を踏まえた保安規定の課題について」ということで、保安院の資料でございます。
  資料4は電気事業連合会の資料でございますが、「運転中保全（オンラインメンテナンス）について」というものでございます。
  最後に、資料5といたしまして、「今後の運転管理WGスケジュール（予定）」でございます。
  それで、委員の皆様だけには、机上の配付資料一覧ということで、大変分厚い冊子になってございますが、机上資料1から8までございますので御確認いただければと思います。
  本ワーキンググループの進め方でございますけれども、これは、審議会の運営規則にのっとりまして、本ワーキンググループについては公開という形で実施したいと思っているところでございます。
  それから、先ほど申しました机上資料につきましては、大変大部でございますので、会議終了後、回収いたしますので、委員の皆様におかれましては、そのままにしてお帰りいただければと思います。その他の資料は、勿論お持ち帰りいただいて結構でございます。
  以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  資料はおそろいでしょうか。もし不足などございましたら、事務局の方にお申しつけください。よろしいでしょうか。
  それでは、早速、議題の1番、「運転管理WGの設置について」をお諮りいたします。
  まず、基本的な議事の進め方ですが、最初に資料を御説明して、その後にフリーディスカッションの形で時間を用意したいと思います。よろしくお願いします。
  それでは、事務局より御説明をお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  それでは、お手元の資料1「運転管理WGの設置について」をごらんいただければと思います。
  まず、1．のところに経緯を書いてございます。今回は実用発電用原子炉の保安規定の検討を行っていくところでございますが、この保安規定は、御案内のとおり、原子炉等規制法に基づいて、原子炉の運転開始後の原子炉施設の運用に関しまして、安全面で特にとるべき措置について自ら定め、それを国が認可するという仕組みになっているものでございます。
  特に、この保安規定の経緯を見ますと、平成11年にJCOの臨界事故がございました。これを受けまして、保安規定の運転管理に関します規定をより一層明確化、具体化いたしました。特に、その際には、国内外の実績あるいは海外の規制動向といったものを参考にいたしまして改正したところでございます。特に、海外の事例としましては、ここにありますように、米国原子力規制委員会、俗に「NRC」と呼ばれますが、ここの標準技術仕様書、略称で「STS」と呼ばせていただきますが、こういったものを参考にいたしまして、平成13年に特に運転管理を中心としまして明確化したところでございます。
  このワーキンググループの検討の目的でございますが、平成13年以降、この運転管理に係ります保安規定の見直しを行っておらないわけでありますが、その一方で、約8年間の運転実績あるいは運転管理の知見が積み重ねられております。それから、海外に目を転じますと、このNRCのSTSもさまざまな改訂が重ねられているというところがございます。したがいまして、こういう国内の運転実績、海外の動向といったものを踏まえた上で運転管理に係ります保安規定の規定を見直す必要があるのではないかというのが、この検討会の趣旨でございます。
  したがいまして、私ども規制当局としましては、これまでの運転実績、あるいはこれまでの運転経験、あるいは海外の動向、あるいは科学的な動向といったものをいろいろ踏まえまして、科学的・合理的な判断を加えることによって、我が国の保安規定の運転管理の規定内容を充実させていきたいと思っているわけでございます。そのために、この運転ワーキンググループを設置いたしまして、さまざまな御助言をいただければと考えているところでございます。
  裏面でございます。2ページ目は審議内容ということで、先ほど申しましたように、保安規定の特に運転管理に係ります規定の内容につきまして、海外の動向、特にNRCの動向を中心に、それから国内の運転の実績等々を踏まえた上で、これの見直しについての御検討をいただくものでございます。
  本ワーキンググループの委員構成は、先ほど御紹介させていただきましたように、片岡先生を主査といたしまして、各方面の識者から構成させていただいているものでございます。こういう形で運転管理に関します検討、特に、海外の動向あるいは国内実績という中で、今日の資料4にもございますように、運転中保全（オンラインメンテナンス）といったものを一つの大きなテーマとして、このワーキンググループで検討させていただければと考えているところでございますので、よろしくお願いしたいと思ってございます。
  以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  それでは、この議題1について、御意見等がございましたらお願いいたします。
  よろしいでしょうか。
  それでは、引き続き、議題2「保安規定について」、御説明をお願いします。
• 弥益保安規定係長
  保安院検査課の弥益と申します。よろしくお願いします。
  では、私から、資料2に基づきまして御説明させていただきたいと思います。
  先ほどの資料1につきまして、今回、保安規定を見直すことにつきまして御審議していただきたい内容につきまして説明があったんですが、では、具体的にどういう形で保安規定を見直していくのかについて、この資料2に基づいて御説明させていただけたらと思います。
  この資料で説明させていただきますのは、1つは、保安規定の概要、保安規定とはどういうものですかということをまず1点目に御説明させていただけたらと思います。そして、その次に、米国の基準と我が国の保安規定との対比という視点で御説明させていただけたらと思います。3点目といたしましては、保安規定の概要と海外の基準と我が国の保安規定との対比をしていく中で、なぜ、今、我が国の保安規定の運転管理規定を見直すのかということを中心に、その3点を中心に、この資料2に基づきまして御説明していきたいと思います。
  では、資料2を1枚めくっていただきまして、右下に通し番号がございますが、2ページ目でございます。これは、我が国における原子力安全に関する保安活動ということでございまして、我が国の原子力発電所の保安活動は、左上にあります原子炉安全運転ということで、運転管理と保守管理、燃料管理、あと、右に行きまして防災対策、下に行きまして、下の左側、放射性廃棄物管理、放射線管理、これらの活動等を行うことによって、中央にございます原子炉事故や放射線被ばくなどの災害の未然防止に努めているということでございます。ひいては、矢印の下に行きまして、公衆や従業者の安全を確保、社会や環境を守るという活動が、日本の原子力発電ということでなされているということでございます。
  次のページに目を移していただきまして、我が国における原子炉施設保安規定の位置づけということでございまして、我が国においては、原子炉を運転するためには、それぞれの段階ごとでの規制当局による許認可が必要ということになってございます。
  どういう許認可があるかといいますと、まず、左上の上流規制ということでございまして、基本設計段階というものでございます。要求としては、原子炉等規制法の第23条の設置の許可というものがございまして、これに基づいて設置許可申請がある。これが基本設計段階です。ここで何を確認するかといいますと、原子炉の基本設計に関する安全性の評価の確認がここで行われます。
  その次、下に目を移していただきまして、今度は建設段階に移っていきます。ここでは、要求といたしましては、電事法の39条等を受けて、その他、電事法47条等を受けて、工事計画認可申請書というものが出てまいります。ここで確認するのは、発電所設計の詳細について必要な技術基準を満足しているかどうかについて確認することになりますが、その確認は、右側にある使用前検査等で確認していくことになります。
  次は、右側に移っていただきまして、その基本設計段階と建設段階を経まして、運転段階ということでございまして、ここでは、原子炉を運転する前に、原子炉の設置許可段階で確認された基本設計に対する安全性が、運転段階においても継続して確保されているという考え方に基づき原子炉施設の保安規定を認可していくということでございまして、ここに原子炉施設の保安規定という位置づけがあることになります。その後、保安規定が認可されますと、右側にあります保安検査ということで、保安規定の遵守状況の確認を行っていくというような流れになってございます。
  次のページに行っていただきまして、では、保安規定について、どのような内容が書かれていますかということがこの4ページ目で触れられていますが、まず、法的位置づけは、原子炉等規制法の37条に基づきまして、原子炉の運転前に保安規定の認可が必要になる。その下に行きまして、実用炉規則16条に基づきまして、右側にあります事項について保安規定を定めるということが、この実用炉規則16条に規定されております。
  具体的な内容については、右側の（１）から（２３）の23項目が保安規定に規定されるわけでございますが、（１）を見ていただきますと、まず法令、保安規定遵守の体制などであるとか、（４）に目を移していただきますと、職務及び組織に関することなどについて規定されています。この中で（７）原子炉施設の運転について、今回、このワーキングで御審議していただきたい項目ということになってございます。
  このページの左のピンク色で書いた保安規定の審査内規というものがあるんですが、これは、実用炉則16条の各号に掲げることについて、具体的にどういうことを保安規定に書いていただければ認可できますよという視点で書いておりまして、保安規定において記載すべき事項、審査に当たっての留意点等を明確にするために、この審査内規を制定しております。この審査内規は机上資料-8にございまして、一番下になりますが、この審査内規に基づきまして、各号について、例えば、1ページを見ていただきますと、実用炉則16条の第1項1号、1ページ目の下でございますが、1号については3つの○（丸）がございますが、この内容について保安規定に規定することなどと書いておりまして、今回御審議していただくところは3ページ目の7号にあります。3ページ目の一番下の○（丸）でございまして、ここに具体的にLCOとかAOTとかSRに係ることが規定されているという構成になってございます。
  また資料2に戻っていただきまして、5ページ目でございます。では、具体的に保安規定にはどのような内容が書かれているかということについて説明した資料でございまして、保安規定は1章から11章という構成になっていまして、例えば1章の総則というところを見ますと、内容としては目的というものがありまして、保安規定の目的が保安規定に書かれているということでございますとか、例えば3章の保安管理体制及び評価であれば、組織及び職務に関する内容について保安規定に記載されているということになります。
  今回、御審議していただきますのは、4章の運転管理、その中で赤字で書いたところでございますが「運転上の制限」について今回、御審議していただきたいと思っております。このページを見ていただきますと、保安規定のうち、この運転上の制限という部分だけかと思われると思いますが、実際の保安規定の構成で言うと、保安規定全体の約3分の2がこの運転上の制限に該当することになっておりまして、机上配付資料-1、2が、それぞれBWRとPWRの保安規定の代表例として御用意させていただいております。机上資料-1は、BWRの代表例といたしまして福島第二原子力発電所の保安規定でございます。机上資料-2は、高浜発電所、PWRの保安規定ということで用意させていただきますが、運転上の制限に関するところについては、机上資料-1の、例えば4章の8ページから163ページまでが運転上の制限になっておりまして、全体の約3分の2の記載内容を占めることになってございます。
  また資料2に戻っていただきまして、資料2の6ページ目でございますが、今回、運転上の制限について御審議していただくことになりますが、6ページ目で、では、我が国における保安規定の運転管理規定はどのような内容が記載されていますかということでございます。米国原子力規制委員会（NRC）による標準技術仕様書（STS）を参考に、以下の事項が記載されています。まず1つは運転上の制限でございます。1つは、運転上の制限（LCO）を満足していることの確認内容と確認頻度ということで、Surveillance RequirementsということでSRということと、今度は、LCO逸脱時の措置、運転上の制限を逸脱したときの措置及びその措置の完了時間ということでAOTというものが、我が国の運転管理規定に規定されてございます。
  次のページに行っていただきまして、では、具体的にどのようなものが我が国の保安規定に規定されているかということでございますが、ここではBWRの非常用炉心冷却系（ECCS）を中心に御説明させていただきたいと思います。
  まずは、今回、低圧注水ポンプに注目しますと、LCOといたしましては、低圧注水系については、運転中に、事故時等に動作できるよう待機状態とすることが規定されています。黄色の吹き出しですが、今度は、運転上の制限を満足しているための確認としてSRがあるんですが、SRとしては、低圧注水系については、所定の機能を発揮できることを定期的に確認することが規定されています。今度はAOTですが、赤の吹き出しになります。AOTとしては、低圧注水系については、一定期間内にLCO逸脱した低圧注水系を待機状態に復旧することを規定しています。また、復旧できない場合は、原子炉を停止することを規定しています。このようにして、LCO、SR、AOTが規定されてございます。
  ここまでが我が国の保安規定の概要ということになりますが、次の8ページ目に移っていただきまして、今度は、我が国における原子炉設置者の保安活動を管理する手法の充実の歴史ということで、ここで御注目していただきたい場所が、右側の真ん中になるんですが、保安規定の改正が平成13年1月に行われております。これは、平成11年9月のJCOの事故を受けまして、このときにNRCのSTSを参考として運転管理規定に運転上の制限等が追加され、明確化されたということがここで行われてございます。
  次のページに行きまして、この後、平成14年8月に電力会社の不正問題とか、平成18年11月に発電設備総点検、平成19年7月に中越沖地震の変圧器火災などを含めて、その後、保安規定の改訂が3回行われています。今度は右上のオレンジ色の吹き出しを見ていただきたいんですが、このように、実は保安規定は過去、その後、3回改正されているんですが、この13年1月以降の我が国の運転実績がこの間、蓄積されているということでございまして、運転管理規定の見直しが必要ではないかということが1点ございます。
  次の10ページ目に目を移していただきまして、また話が変わりまして、今度、では、日本の規制と海外の規定の比較対比をしてみましたというところでございますが、まず、IAEAの安全基準と運転段階における日本の規制との比較ということでございまして、IAEAの安全基準の体系がこの表に示されているんですが、日本の運転管理規定に対応する基準が、この黄色で囲っております「原子力発電所：運転（NS-R-2）」というところが該当いたします。
  次のページに目を移していただきまして、IAEAの安全基準と我が国の運転段階の規制を比較してみました。左の欄がIAEAの安全基準でございます。真ん中の欄が我が国の運転段階の規制ということでございまして、一番右の欄が、その比較した結果ということでございます。これを比較してみますと、基本的にIAEAの基準と同等な規定がなされているということでございまして、ブルーで囲まれたところですが、運転の部分について、(1)に運転上の制限というところがありますが、ここについても基本的にIAEAの基準と同等に規定されているということになってございます。
  次のページに行っていただきまして、今度は、米国の規制と日本の規制との比較をいたしました。まず、設計段階と建設段階と運転段階という3段階で、日本と米国の各段階での規制について比較してみました。日本の方を見ていきますと、まず、基本設計としては、原子炉の設置許可があります。その後、詳細設計として工事計画の認可というものがございまして、次に、建設段階では建設時の検査ということで使用前検査、その後、運転開始前ということで保安規定の認可というものがありまして、その後、運転段階で運転中の検査で保安検査、定期検査等というものがありますが、米国の現状は、設計段階では早期サイト許可と設計証明と建設運転認可というものがございます。この早期サイト許可というのは、プラントの詳細を決定することなしに立地の是非を審査するものでございまして、あと設計証明というのは、プラントを決定することなしに標準設計を審査するものでございますが、この次の真ん中にある建設運転認可といったところは、従来の設計許可に運転の条件つきで一括認可するものということになっておりまして、その後、同じように建設段階ということで建設段階検査というものがありまして、その後、運転開始前には運転認可というところがあります。ここの運転認可の中に、日本で言う運転管理規定が含まれているということになってございます。
  次のページに目を移していただきまして、ここでは、日米の規制法令文書体系及び運転管理規定を比較してみました。左側に米国の規制法令文書体系のイメージ図がございまして、右側に日本の規制法令の文書体系イメージ図がございます。
  米国の方は、1次文書として法令、連邦規則等があります。2次文書としてNRCの指針、内規、通達等がありまして、3次文書として民間基準がございます。米国の方の個別の技術仕様書というものは、法律、10CFR50.36を受けて、2次文書であるNUREG（STS）を参考に個別のTS（技術仕様書）ができ上がっているということになっております。
  次に、右側の日本の規制法令文書体系イメージ図に目を移していただきまして、日本も同じように、1次文書として法令、指針等、2次文書として保安院内規、3次文書として検査課内規等がございまして、この体系の中で、日本もやはり同じように、各社ごとに1次文書の実用炉規則及び2次文書である保安規定の審査内規を受けて、NUREG（STS）のrev.1を参考に、日本の保安規定の運転管理規定が規定されているということになっております。
  真ん中のオレンジ色の吹き出しのところに目を向けていただきたいんですが、ここで、米国の方はNUREG（STS）を受けて規定されているということですが、このNUREGがrev.1からrev.3に改訂されているということでございます。
  次のページに目を移していただきまして、STSの構成ということでございまして、STSと我が国の保安規定との記載事項対比をしてみました。左側にSTSの構成ということで、第1章から第5章というものがございまして、第3章の中に運転制限条件及びサーベイランス要求ということで、ここにLCOとSRとAOTが記載されております。
  今度は右の表に目を移していただきまして、STSの第3章の規定項目を受けて、我が国の保安規定の対応条文が右側に整理されてございまして、要するにSTSを参考に上流規定を満たした上で、プラント固有に関する事項を踏まえた上で日本の保安規定が規定されているということになっております。STSの3章については、英語版でございますが、机上資料-3、4にそれぞれ御用意しております。机上資料-3がBWR／4のGEのものになっておりまして、机上資料-4がPWRのウエスチィングハウスのものになってございます。
  次のページに目を移していただきまして、今度は、米国の規制と我が国の保安規定とを比較したものでございまして、左側にそれぞれの規制の項目、その右に米国の規制内容、その隣になりまして、我が国の保安規定の内容ということで、米国の規制と我が国の保安規定を比較してみましたところ、一番右の主な差異等を見ていただきたいんですが、基本的に記載内容に差異はないということになっておりますが、赤塗りのところを見ていただきたいのですが、運転制限条件等については、先ほど御紹介しましたように、我が国はNUREG（STS）rev.1を参考として記載しているということでございます。ただし、NUREGはrev.3まで改訂が進んでいるということになってございます。
  最後になりますが、次のページに行っていただきまして、まとめということでございますが、まず、運転管理に係る海外の基準と我が国の保安規定を比較した結果、保安規定を初めとする我が国における原子力発電所の運転に関する規制は、IAEAであるとか米国基準と比較して、米国標準技術仕様書（STS）の改正された内容を除いては、ほぼ差異がないということでございます。
  では、今後の検討事項ということでございますが、先ほど御説明いたしましたように、運転管理規定充実後の我が国で蓄積された運転実績と我が国の法令要求事項を踏まえて、改訂されたNRCのSTSを参考として、科学的合理的な判断を加えることにより、我が国の保安規定の運転管理規定の内容を充実させていきたいと考えております。
  資料2については、以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  それでは、議題2について御意見等がありましたらお願いいたします。
• 宮委員
  単純な質問ですが、rev.1の内容は保安規定にしっかり反映されているがしばらく間を置いてrev.3に注目して検討を進めるということになったとのことですが、我が国の運転実績の蓄積というものとどう関係するんですか。事故やの故障の状態、そういうことも含めた運転実績に関係するのかどうかということですけれども。
• 山本原子力発電検査課長
  おっしゃるように、今は、資料2の方は海外との比較ということで米国との比較をさせていただきました。勿論、保安規定というものは、海外との整合性という視点のみならず、むしろこれまでの運転の実績を踏まえてこの保安規定をどう見直していくか。勿論、見直しの視点としてこういうSTSのバージョン3の改訂というものは一つの参考にはなると思いますが、それを単純に持っていくのではなくて、我が国のまさにこれまでの運転実績等がございますので、それを踏まえて、この海外のSTSを、では、どう取り入れていくのか、あるいはSTSになくとも、国内の運転実績を踏まえた上で、この保安規定の運転管理に関してどう見直していくか、こういう視点で考えていくものだと考えてございます。
  特に運転実績につきましては、実は次の資料3で詳細に書いてございますので、またそちらで御紹介いただければと思います。
• 片岡主査
  宮委員、よろしいでしょうか。
  そのほかに何か御意見ございますでしょうか。どうぞ。
• 平野委員
  今、山本課長から御説明があったとおりと私は認識しているんですけれども、むしろ資料1の一番最後のページの参考を見ますと、運転管理ワーキンググループの範囲ということで示されているのですが、ここが、やはりSTSとの対比だけになっている感じがするんです。運転管理ワーキンググループとしては、単にSTSとの比較検討をやるということだけではないと理解してよろしいですねという確認なんですけれども。
• 山本原子力発電検査課長
  そのとおりでございまして、ちょっと書き方が悪いのかもしれませんが、例えばピンク色の中に、一番最後の参考のところに、NRCのSTSが実は大きな箱に書いてはございますが、「運転実績に基づく見直し検討」というピンクの矢印をかいてあるところがございます。したがって、STSを参考にするのは間違いない点ではございますけれども、国内の運転実績を基本とするのは言うまでもないところだと思っております。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。
  そのほか。どうぞ、渡邉委員。
• 渡邉委員
  2つちょっとお伺いしたいんですけれども、1つは今のSTSとの関係ですが、アメリカと日本では、当然そのプラクティスが違う面があって、STSの中身も多分、必ずしも対応がとれるようなものばかりではないと思うんですね。そのプラクティスの違いに関しては、OLMはここに検討課題と書いてあるので、これはそのプラクティスの違いの中の代表的な一つだと受け取っているんですが、そのほかにも幾つか多分違いがあって、その辺をこれからどうするのかというのは、このワーキングの一つの議題になり得るのでしょうかというのがまず第1点です。
  もう一つは、ちょっと細かい点なんですけれども、IAEAの基準との比較を行っていますが、IAEAの基準というのはかなり雑駁なものでして、我が国の保安規定の記載内容と比べると、多分、我が国の方がはるかに詳しいはずだと思っているんですが、「基準と同等である」という一言で終わりになっているので、何かこれだとIAEAの基準しか知らない人は、そんなものなのかと思われてしまうので、もう少し書き方に工夫が必要ではないかという気がします。
  2点目はコメントです。
• 山本原子力発電検査課長
  御指摘のとおりでございまして、1点目のところ、国内の運転実績を基本とするというのは先ほど申したとおりでございまして、STSにこうあるから単に持ってくるとか、そんな単純な議論ではございません。そのときは勿論、STSの方はなぜそういう規定の改正が行われたのか、それの背景要因とか、いろいろそのあたりの分析を当然していくことが必要だと思っております。後ほど御紹介しますが、米国のNRCへの調査、海外調査も予定しているところでございますので、単なる規定内容の比較ではなくて、そもそも安全の考え方、あるいは国内、あるいはアメリカでの運転実績、その辺の違いを十分踏まえた上で考えていくというのは、おっしゃるとおりでございます。
  それから、IAEAは、確かに御指摘のとおり、IAEA基準は非常に抽象度の高い規定でございますが、その考え方は十分整合性があると認識して書かせていただいていると御理解いただければと思います。
• 片岡主査
  ありがとうございました。
  そのほかに御意見ございませんでしょうか。
  貴重な御意見ありがとうございました。事務局の方から御説明があったように、STSが改正されたから日本の運転管理規定を見直すという趣旨では、私も最初にあいさつのときに申し上げましたように、そういう趣旨ではございません。あくまで日本の運転実績を踏まえて運転管理規定をこちらで議論していく、これが一番重要な出発点としての態度だと思いますので、今の御質問で十分この辺の合意ができたと思います。ありがとうございました。
  それでは、引き続き議題の3番「米国STS改訂及び我が国の運転実績を踏まえた保安規定の課題について」ということで御説明をお願いします。
• 弥益保安規定係長
  では、資料3に基づいて御説明させていただきたいと思います。
  今度は、先ほどは保安規定の見直しの必要について御説明させていただきましたが、資料3では3つのポイントについて御説明できたらと思います。1つは、今までの運転実績ということでございまして、保安規定、運転管理規定が充実された後の運転実績にどのようなものがあるかということと、もう一つは、STSの改正内容の概要、どんな改正内容があったのですかというのが2つ目です。3つ目が、今度は、それら2つを踏まえて、どのような視点で運転管理規定を見直していくのか、こういう3点について、資料3で御説明させていただけたらと思います。
  まず、また右下にページ番号がございますが、次の2ページ目でございまして、見直すに当たっては、当然、上流規制の整合性であるとか運転実績であるとか、こういうものはSTS、rev.1を参考にしていますので、同じく改訂されたrev.3を参考に見直していくという基本スタンスがございますが、その中で、今回どのような調査検討を行ったのかということが2ページ目でございまして、2つの視点について調査検討いたしました。1つは、運転管理規定充実後の我が国で蓄積された運転実績でございます。2つ目は、米国標準技術仕様書（STS）の改訂内容ということでございまして、この2点について調査検討をいたしました。
  次のページに目を移していただきまして、これは、運転実績に基づく検討事項抽出調査ということでございますが、まず、調査の目的といたしましては、原子炉安全を合理的に達成することを目的に運転管理規定充実後の運転実績に基づいて、現行の保安規定をより適切な規定に見直すために検討を実施するという目的を持って調査いたしました。
  調査内容と方法でございますが、調査内容については、(1)にあります運転実績等に基づき、見直すべき事項について、どのような調査を行ったかと申しますと、右側にございます、現地にて運用・管理に当たっている電力会社の社員の方と我々、原子力保安院は現地に事務所を持っておりますので、現地保安検査官事務所に対して、左の項目、運転実績等に基づき見直すべき事項について意見聴取を行って、検討事項の抽出を実施しました。この意見聴取については、昨年の夏ぐらいに行ってございます。
  (2)といたしまして、現行の規定のBWRとPWRの基準の相違の観点から、見直すべき事項ということについて調査いたしましたが、調査方法としては、BWRの代表プラントといたしまして福島第二のものと、PWRの代表プラントといたしまして高浜発電所の保安規定の記載の比較を行って、STSの記載を参考としつつ検討事項の抽出を実施いたしました。
  次のページに目を移していただきまして、ここからがまさに具体的事例になります。まず、(1)が運転実績等に基づき見直すべき事項というところでございますが、これらは一例でございまして、まず1つは、4ページ目にあります中央制御室換気空調系の空気調和機についてでございます。これは、STSでは中央制御室の温度制御が要求されてございます。実は、現行の保安規定においては、この表の機能要求の中にございますように、事故時に運転員が過度な被ばくを受けないようにするために、外気と隔離し、チャコールフィルターを通して再循環できることが要求されています。下の中央制御室空調系の例でいきますと、非常用循環フィルターユニットを通して循環ファンを通じつつ、中央制御室について被ばくを低減させていくということでございますが、このうち、実は設置許可というか安全設計指針を見ると43に制御室の居住性に関する設計の考慮であるとか、指針の6に環境条件に対する設計上の考慮などが記載されていて、これを受けて、空気調和機についても、先ほど上流規制である設置許可の中に言及されているということでございますが、設置許可の中には、点々の赤で囲った空気ファンであるとか空気ユニットというものはあるということですが、要は、動作可能であるという運転上の制限が現状の保安規定の中にはないということが1点目でございます。
  次のページに行っていただきまして、5ページ目でございます。これも運転実績に基づき見直すべき事項でございまして、制御用空気系の保安規定の規定検討ということでございますが、これはPWRのプラント特有でございます。まず、制御用空気系統ということでございますが、これは、各系統の空気作動弁であるとか調整弁等の機器に作動用として圧縮空気を供給するということでございます。この制御用空気系統は、アニュラスの空気循環系であるとか加圧器逃がし弁などにこの制御用空気系統、いわゆるIAですが、これが供給されているということになっています。これが今、現行の日本の保安規定の中に規定がないということでございます。ただ、これは米国のSTSの中にも規定がないということになってございます。ただ、今、日本の運用においては、IAの不具合時にはアニュラス空気浄化系であるとか加圧器逃がし弁等の個々のLCO逸脱宣言をし、必要な措置を行うようにしているということになってございます。
  今度は次の6ページ目に目を移していただきまして、これは、同じく運転実績に基づき見直すべき事項ということでございますが、「動作可能」の定義の明確化の検討が必要ではないかということの抽出でございます。
  この事例でございますが、これは、ドライウェル真空破壊弁ということでございますが、まず、そもそもの機能としては、想定される原子炉冷却材喪失のうち、原子炉格納容器による放射性物質の閉じ込め機能の健全性を確認するために、原子炉格納容器内の圧力、温度が最も厳しくなる原子炉再循環系の両端破断時の事故解析を実施したもので、両破断すると、原子炉から高温・高圧の冷却材が、左下の図で言うドライウェルの中に急速に流出します。その後、ドライウェルの中の圧力、温度が上昇します。その後、ドライウェル内の蒸気であるとか非凝縮性の気体はサプレッションチェンバーという、左下の絵にあるんですが、そちらに流出します。このうち、蒸気はサプレッションチェンバー内のプール水により凝縮されます。一方、非凝縮性の気体は、サプレッションチェンバーの気相部に蓄積し、サプレッションチェンバーの圧力を上昇させます。その後、自動起動した非常用冷却系ECCSの作動により、炉心は再冠水して、破断口から流出する、非常用冷却系の注水により、原子炉の圧力、温度が減少していくということでございます。
  要するに、これは、原子炉が運転中に、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合、ドライウェル内の蒸気の凝縮が進んで、ドライウェル内圧力がサプレッションチェンバーの圧力より下がった場合でも、サプレッション水のドライウェルへの逆流であるとか、あるいはドライウェルの破損を防止するために作動要求時に全開する必要があるということでございます。
  また、もう一つとしては、ドライウェル内の非凝縮性ガスであるとか、流出蒸気や直接サプレッションチェンバー気相部へバイパス漏えいすることを防ぐためにありますので、逆に、通常運転中は全閉している必要があるということで、保安規定においてドライウェル真空破壊弁が動作可能であることを運転上の制限として規定しているということになります。
  ここで、実は、事例に目を移していただきたいんですが、真ん中の○（丸）ですが、弁の機能は健全であるものの、ランプ表示が不具合な場合は、弁の閉止状態が確認できないとして、LCO逸脱の判断をしたケースがあったという実例がございまして、特にBWRのプラントの場合は、運転中に窒素封入しているものですから格納容器内に入れないということがあって、実際、開閉の確認は中央制御室によるランプの表示で確認しているという実態がございます。
  ただ、これは、やはり先ほど説明しましたように、通常運転中は弁が閉まっていることが重要なことでありまして、要は、ランプ表示だけでなくて、ランプ表示の方は、実際に開閉を示すリミットスイッチの故障によってランプ表示しなかったというもので、弁は実際には閉まっていたということなんですが、要するに、このランプ表示に頼るだけではなく、技術的な判断としてドライウェルとサプレッションチェンバー内の圧力差で閉まっていることが確認できるのではないですかということで、動作可能についての定義を見直す必要があるのではないですかという例でございます。
  次に、7ページ目に目を移していただきまして、これも同じく運転実績に基づき見直すべき事項でございます。これは、蒸気駆動式のポンプのLCOが適用される期間の検討ということでございまして、7ページはPWRの例でございますが、タービン動補助給水ポンプについては、タービン駆動でポンプを回してやるというものですが、試運転中にもかかわらずLCOが適用されているという実態がございまして、右側の表を見ていただきたいのですが、モード3に入った段階で動作可能であることが、このタービン動補助給水ポンプにおいては要求されています。ただ、その後、モード3、要は177℃以降になるんですが、実際に試運転が行われるのは286℃の温度、いわゆるモード3が進んだ状態で行っているという現状があるということでございます。ただ、これはSTS側についても、モード3に入ると運転上の制限が適用されるとなっているものの例でございます。
  8ページ目に目を移していただきまして、今度はBWRの例でございまして、同じく蒸気駆動のものが、原子炉隔離時冷却系というものがあるんですが、これも同じく1.03MPa以上になった場合に運転上の制限が適用されるということで、試運転も実際にはこの1.03MPaに入ってしばらくしてから試運転を行うというような運用実態があるということですが、こちらもSTS側については、いわゆる1.03MPa以上になるとLCOが適用されることにはなってございます。
  次のページに目を移していただきまして、9ページ目でございますが、こちらは、現行の規定のBWRとPWRの基準の相違から見直すべき事項ということでございまして、まず、2つ目のところでございますが、これは、原子炉運転モードの適用条件の適正化ということでございます。これは、長期停止したプラントにおいても、原子炉圧力容器の耐圧試験を行う場合に、燃料を装荷しない状態でLCOが適用された運転実績を踏まえて、燃料の有無に係る適用条件の明記について検討する必要があるのではないかということでございます。これは、実は、燃料が炉内にない場合でも、基本的に技術基準上、原子炉圧力容器の耐圧試験を起動前には行うようになるんですが、そのときには全ボルトを締めつけることになります。そうすると、燃料がないので100℃未満という条件なんですが、原子炉の状態は赤字で書いているところの冷温停止状態になります。そうすると、いろいろな機能要求がされてきます。DGが必要になりますよとか、あとは、非常用炉心冷却系が必要になりますよとか、たくさんの要求事項があります。そういうことなんですが、米国の場合は、燃料が原子炉圧力容器内にある場合にLCOを適用するんですというようなことが書かれて、日本にはこれがないということでございます。
  次のページに行っていただきまして、10ページ目でございますが、これも現行の規定のBWRとPWRの基準の相違から見直すべき事項ということでございますが、こちらは非常用炉心冷却系（ECCS）などのAOT期間中の健全側機器のサーベイランスの要否ということでございます。絵を見てもらった方がいいと思うんですが、今、PWRの場合はECCSである余熱除去ポンプの例えば1系列が動作不能になった場合は、右の表の要求される措置の赤字で書いているところでございますが、基本的に他系統、この絵で言うと、Bの余熱除去ポンプが動作不能になっていますので、Aの余熱除去ポンプのサーベイランスを行って、きちんと動作可能であることを確認することになってございまして、これを4時間以内にやることになっております。ただ、4時間に1回やるんですが、その後も8時間ごとに1回行うという規定がPWRにはあります。ただ、BWRにおいてはこの規定がない、8時間後に1回というものがないというものでございます。
  以上が運転実績に基づき見直すべき事項と整理したものでございます。
  11ページに行っていただきまして、今度は、STS改訂内容等の抽出調査ということでございまして、調査の目的は、保安規定は、平成13年にSTSのrev.1を参考として、運転上の制限等を規定し、充実を図り、現在に至っております。しかしながら、その後、STSは改訂が行われていることから、その内容について抽出し、実運用も踏まえて、保安規定への反映・見直しについて検討するという目的を持って、調査内容・方法といたしましては、STSの改訂内容を調査し、次の事項に分類・抽出しました。まず1つ目が、追加・変更された事項でございます。2つ目は、削除された事項でございます。3つ目は、実運用により再整理を必要とした事項でございます。この3つについて調査・分析しましたと。
  次のページに行っていただきまして、まずはSTSにおいて追加・変更がされたものの例でございます。これは、計測制御系の1チャンネル動作不能時のAOT延長ということでございますが、これは、STSの改訂において、rev.1では、例えば計測系が1系統動作不能になった場合については、LCOのAOT復旧の措置として動作可能な状態に復旧する等の規定があるんですが、それを6時間以内に行ってくださいというのがrev.1でございました。実は、レビジョンが改正されて、そこのAOTの時間が6時間から72時間に延長されたという例かございまして、これは複数にわたってAOTの延長の変更があるということになってございます。
  次のページに行っていただきまして、13ページでございますが、これも追加・変更されたものの例でございます。これは、格納容器隔離弁の隔離状況の運営管理による確認ということでございまして、これはBWRの例でございます。STSの改訂においては、格納容器隔離弁が動作不能になったときに、貫通流路の隔離の確認について、「運営管理により確認してもよい」という旨が実は追加されました。rev.1では、これはBWRではなかったんですが、rev.3にバージョンアップすることによってこれが追加されていると。実は、PWRは、rev.1からこれが既に記載されているということでございます。
  その運用管理ということですが、どういうことかといいますと、下の絵でございますが、基本的に確認について、例えば起動前に弁を閉止して施錠したということであれば、それは基本的に閉まっていると判断できるということで、それが運営管理により確認してもよいという旨の例でございまして、こういう形の確認もBWRについてはいいよと改正されているということになってございます。
  次のページに行っていただきまして、14ページ目でございますが、これも追加・変更されたものの例ということでございますが、原子炉建屋非常用ガス処理系等のLCO適用範囲の変更というところでございます。下の表を見てもらいたいんですが、STSのrev.1では、「照射された燃料を格納容器内で移動中、炉心変更中」に、いろいろ、原子炉建屋であるとか、非常用ガス処理系であるとかのLCO運転上の制限が適用になっていたんですが、rev.3にバージョンアップされることによりまして、最近照射された燃料という「最近」というワードが追加になっているのと、「炉心変更中」が削除になっているという変更・追加がなされている事例でございます。
  次のページに行っていただきまして、15ページ目でございますが、今度は(2)ということでございまして、削除されたものの例です。これは、可燃性ガス濃度制御系（FCS）の規定の削除ということでございますが、STSの改訂において、可燃性ガス濃度制御系の機能要求が削除されました。この可燃性ガス濃度制御系の機能といたしましては、原子炉冷却材喪失事故時に、燃料被覆管のジルカロイ等の反応によって発生する水素及び酸素を結合させて、原子炉格納容器内での水素濃度または酸素濃度を抑制する系統でございまして、rev.1ではあったんですが、rev.3では、この可燃性ガス濃度系の機能要求が削除されているということでございますが、今、日本の実情においては、安全設計審査指針の33に格納容器雰囲気を制御する系統というものがございまして、その中に実はFCSが記載されているという現状がございます。
  次のページに行っていただきまして、16ページ目でございます。これも削除されたものの例でございますが、警報不動作時の制御棒位置確認頻度増加規定の削除ということでございますが、これはちょっとPWR特有でございますが、PWRの制御棒の位置指示は2つのもので見ていますが、まず1つはステップカウンターというものでございます。これは、まさに制御棒を操作するために信号を送ってカウントを表示するものです。次の制御棒位置指示装置というものは、実際に電流値をはかって、どれだけ動いたよというものをはかるもの、この2つで制御棒の位置を確認しているのですが、この2つに偏差があると、正しく制御棒が動いているかどうか判断できないということで警報を発する仕組みのものです。この警報が出たときには、その確認頻度を4時間に1回確認してくださいということになっていたのですが、これがSTSが改訂されることにより削除されたということになってございます。
  次のにページに行っていただきまして、17ページ目でございますが、これも削除されたものの例でございまして、原子炉保護系計装モニターのオーバーラップの確認の削除ということでございますが、これはBWRの例でございます。BWRの原子炉保護系の計装は、出力領域に応じてSRMとIRMとAPRMというもので確認していますが、SRMとIRMについては、設計上、実はオーバーラップしていますが、このオーバーラップしていることを確認しなさいということをSTSでは規定されていたのですが、これもSTSの改訂によって、オーバーラップの確認項目については削除されているということでございます。
  次のページに行っていただきまして、これも削除されたものの例でございます。これはPWRの例でございますが、キャビティ水位LCO逸脱時の水位回復措置の削除ということでございます。これは、STSの改訂において、キャビティ水位LCO逸脱時の水位回復措置の要求が削除されております。これは、右下の表を見てもらいたいのですが、STSのrev.1では、運転上の制限は、照射された燃料の格納容器内での移動中です。このときには、もし運転上の制限を逸脱した場合は、燃料の移動を中止することに加えて、キャビティ水位の回復措置も開始しなさいと規定されていました。これがrev.3に変わることによって、LCO逸脱した場合の措置としては、燃料の移動を中止するということで、キャビティ水位の回復措置についての規定が削除されているということになってございます。
  次のページに目を移していただきたいのですが、19ページ目でございます。これも削除されたものの例でございます。これは、中央制御室外原子炉停止装置計装ということで、中央制御室外においても原子炉の一定の計装が見られるということでございますが、これは、恐らく核物質防護という関係から、実際には具体的な計装についてSTSのrev.1では書かれていたのですが、「原子炉停止装置計装が動作可能であること」ということだけの記載に変更されています。要するに、具体的な計装名まではSTSの改訂により削除されたということでございます。
  次のページに行きまして、20ページ目でございます。これはまた話題が変わりまして、実運用により再整理を必要としたものの例でございます。これは、ECCS、非常用炉心冷却系の2系列の動作不能時の措置ということでございますが、STSでは、非常用炉心冷却系の2系統が動作不能な場合に、一定の組み合わせでは動作不能期間が許容されています。いわゆるAOTの時間が認められているということでございますが、保安規定では、2系統が動作不能の場合は、プラントを停止することが要求されているということでございます。
  左に例として上げましたのは、BWR5の低圧系に注目した例でございますが、実は、実際に低圧炉心スプレイ系が動作不能になりました。低圧注水系Aも動作不能になった。この場合についてもプラントを停止することを現行の保安規定では要求されているということでございまして、低圧注水系の能力としてはそれぞれ100％の注水能力を有していることになりますが、この例においても、今の日本の規定では、プラントの停止を要求しているということになってございます。
  次のページに目を移していただきまして、21ページでございます。これも、実運用により再整理を必要としたものの例でございます。これは、サーベイランスが定められた期間内に行われた場合の措置ということでございます。
  下の絵を見ていただきたいのですが、現行の保安規定では、サーベイランスを1カ月ごとにやりなさいという要求に対して、もし期間内に実施できなかったことを発見した場合は、発見した時点でLCO逸脱宣言をして、速やかにサーベイランスを実施するという規定になってございます。STSの方は、これも改正によって、いわゆるサーベイランス頻度内に実施できなかった場合は、「発見した時点から24時間又はサーベイランス頻度の期間のうち長い方の期間までにサーベイランスを実施する」ということに変更になっています。ただし、サーベイランス頻度のうち長い期間までに実施するということで、24時間を超える場合は、リスク評価を行う必要があるというような変更がなされている例でございます。
  今までこういう抽出例を説明させていただきましたが、その他、STSとの比較であるとか運転実績を踏まえて抽出した事項が、24ページ以降に主な抽出例として、24ページはBWRの例でございます、28ページからはPWRの例でございまして、ここにその他、これも今までに説明したことも含まれていますが、主な抽出内容が書かれてございます。
  実は、この参考も主なということでございまして、具体的には机上資料-5、6になりますが、こちらでそれぞれ、STSの改訂、rev.1からrev.3についてトレースしてまいりました。それでどういう変更があったのですかという話と、その変更に対して日本の保安規定はどうなっていますか。それを見て、では、今どういう検討をする必要がありますかというものを整理したのが机上資料-5、6でございます。5がBWRでございまして、6がPWRの資料になっております。そこにはrev.1からrev.3までトレースした結果のすべてが書き込まれているということになってございます。
  また資料3に戻っていただきまして、資料3の22ページでございますが、このようなかなりの抽出内容があるということでございますが、では、この抽出内容を踏まえて、我が国の運転実績及びSTS改訂を踏まえた保安規定の改正検討に係る今後の取り組みはどうするんですかということですが、本調査により抽出された事項について、以下の視点から総合的に判断し、保安規定への反映要否について検討したいと思います。一つ目は、上流規制（設置許可等）との整合性でございます。もう一つは運転実績と、もう一つは、改訂されたSTSとの比較という3点を踏まえながら、保安規定の見直し検討を行っていきたいと思います。
  次のページ、23ページ目に目を移していただきたいのですが、今まで、こういう課題がありますと抽出事項については御説明いたしましたが、実は、日本においては米国の運用実態等がなかなか把握できない点等がありますので、検討に当たって、STSの改訂理由などについて、NRCであるとか米国事業者との意見交換を実施してまいりたいと思っております。主な意見交換の内容については、下の○（丸）で書いているところについて意見交換を実施してまいりたいと思います。これらを踏まえて、最終的に保安規定の見直し要否を判断していきたいと思っております。
  以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  それでは、ただいまの議題3、我が国の運転実績及びSTS改訂を踏まえた保安規定の課題についてという議題について、御意見等ありましたらお願いいたします。どうぞ。
• 岡本委員
  非常に網羅的にしっかり調べていただきまして、非常にわかりやすく説明いただいたと思うんですけれども、資料の22ページにある今後の取り組みというものが、恐らく今後一番重要なやり方になってくるかなと。その中で、上流規制との整合性というのは、日本の場合、そしてアメリカの場合と大きく違いますので、そのあたりをしっかり考えていただければと思っています。
  それから、是非考えていただきたいのですけれども、基本的にAOTなどを初めとして、その設定の仕方には、アメリカを初めやられていますリスクの考え方がAOTを決めることに使われていると思っております。平成13年に日本でAOTの保安規定に導入されたときにも、同じような検討をされて導入されたと思うのですが、例えばAOTを6時間から72時間に延ばすといったときには、アメリカは恐らくそういうリスクを検討されて延ばされていると思いますが、日本国内においても、やはり日本独自のそういうリスクの考え方、導入した当初の考え方の延長でいいと思うんですけれども、それらをしっかり踏まえた上で、明確に説明性を保った形で議論ができるような形として残していただければと思っています。AOTだけではなくて、例えばサーベイランス未実施とかというものについても、これも恐らくリスクの考え方をしっかり考えられていると思いますので、何か今日御説明いただいた中で、半分以上がリスクの話になるのかなという気はしてございますが、そのあたりも踏まえてしっかり御議論いただけるといいかなと思いました。
  以上でございます。
• 山本原子力発電検査課長
  御指摘のとおりでございます。特にリスク関係のところについては、日本もリスク情報の積み重ねとか考え方が、学会等でもその標準が定められるなど、いろいろな実績が出てきてございますので、このリスク評価の件に対してのものについては、検討のデータといいますか、そういったものを踏まえた形での御検討をいただければと思っております。
• 片岡主査
  よろしゅうございますか。
  それでは、どうぞ、長崎委員。
• 長崎委員
  今の岡本先生の御意見と同じでございまして、今回のワーキングの中では、恐らく上流規制そのものをいじるというところまでは行かない。AOTをいじるというところも、今のお話の範囲から伺っていると恐らく行かないということでしょうけれども、それを今後どうしていくのかという大きな展望といったものを見据えながらというか、それがわかるような形として、だから、今回の第一歩目はこういうことであるという形で整理していっていただければと思いますし、その中には、きっとそういうリスク論の話も出てくるのだろうと思いますので、よろしくお願いします。
  1つ質問、1つは印象なんですけれども、最初、運転実績等についての調査というところで、3ページ目のところに、事業者の社員の方とかNISAの方の抽出を行ったということでございますが、実際、これはかなり幅広く調査をされていろいろ拾ってきたんだろうと思いますが、一応、8年間の運転実績ということで、どれだけの範囲の中で調べて、だから過不足なく、あるいはある意味、必要十分な項目が拾い上げられているんだという、その十分性というのか、そこいら辺をどういうふうにとらえてそれが上がってきているかを教えていただきたい、これが質問です。
  2つ目は、今回、運転実績に基づいて見直すべきところとなっているんですが、例えばタービン動のところなどは、運転実績というよりは、そもそも何か大きな矛盾があったというように感じるところなんです。ですので、運転実績に基づいてというのは非常に重要なところだと思うんですが、運転実績だけではなくて、規制の中に矛盾があったら積極的に変えていくべきだという立ち位置が必要ではないかと思いました。
  以上です。
• 山本原子力発電検査課長
  御指摘のとおりでございます。STSとの比較に関しては、先ほど、机上資料-5、6ということで、とりあえず調査した結果を網羅的にまとめたものを資料として用意させていただいております。これについて、先ほどの資料の説明がありましたように、代表プラントの保安規定などを中心に、電力事業者、それから現場の保安検査官、こういう現場での保安規定の実際の運用に当たっての課題といったところを、御意見を踏まえながら、保安規定の運転管理に関します各条項について網羅的に調査をしたところが実態になっているかと思っております。
  それから、おっしゃるように、現在の運用の中でも、これまでの運転実績から見て、現行の規定がややおかしいといいますか、見直すべき点があるならば、当然それも見直しの検討対象に入ってくると考えているところでございます。
• 弥益保安規定係長
  先ほどの現地意見に対する調査ということですが、これは、まさに保安規定全体について見直すべき事項がありますかということで質問しておりまして、要は、運転管理規定に限らず、その他のところについてもいろいろ情報が上がっているんですが、そのうちで運転管理規定に関するところについては、この場で是非御議論したいと考えております。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。
  そのほか、何か御意見ございませんでしょうか。どうぞ、渡邉委員。
• 渡邉委員
  22ページに今後の取り組みということで、今、御紹介のありました抽出した事項について、反映の要否について検討するということになっているのですが、このワーキンググループは、この検討をするのではないですよね。
• 山本原子力発電検査課長
  個別の項目を1件1件やると、確かに時間的な問題もありますし、量の問題もございます。ですから、事務局がある程度整理したもの、あるいは見直した上での共通的な考え方、具体的なやり方とか、そういったものを整理したものを御審議いただければと思っております。
• 渡邉委員
  要するに、事例をある種のカテゴライズして、そのカテゴライズしたセットみたいなものに対して方針を固めていく格好と考えてよろしいですか。
• 山本原子力発電検査課長
  はい、そうでございます。
• 渡邉委員
  わかりました。
• 片岡主査
  よろしゅうございますか。どうぞ、平野委員。
• 平野委員
  やはり22ページが気になるところですけれども、特にSTSとの比較のところは、先ほども議論になりましたように、「STS変更の根拠」という言葉をここに入れておいていただいて、そこで分類するというところが一番大きいキーかなという気がしています。
  このワーキンググループのチャーターというところですけれども、分類までなのか、分類したものに対して、例えばリスクで変更しているものというカテゴリーに対して、このワーキンググループはどこまで議論をする、分類までがここの仕事であるのか、あるいは一歩踏み込むのかとか、その辺がちょっとターゲットがはっきりしないなという印象は持ちました。
• 山本原子力発電検査課長
  精査といいますか、一応このワーキンググループの目的は、最終的には保安規定の改訂まで持っていきたいのが、本当の意味での最終ターゲットになります。その上で、今回こういう国内実績あるいは海外の動向を踏まえて、現行の保安規定をどう見直すべきかということで、この運転管理の規定、先ほど各条項全部、逐一というよりも、そういう基本的な考え方、方向性について御審議をいただき、その方向性をおまとめいただければと思っております。したがいまして、改正の方向性についての報告書、成果物としてはそういったものをまとめていただくようなことの作業をお願いできればと思っております。
• 片岡主査
  よろしゅうございますか。どうぞ、宮委員。
• 宮委員
  今、委員の方々からリスクについてその必要性が述べられたのですが、それに対する回答の中でリスクという言葉が一言もないんですけれども、どうなんでしょうか。例えば、rev.1を反映するとき、リスクの考え方をどういうふうに保安院として、あるいは日本側としては評価していたのか、それ以降、rev3までしばらく期間があるのは、リスクの問題に対する対応の仕方が決まっていなかったからこういう現状になっているのかとか、その辺の状況はどうなんでしょうか。
• 山本原子力発電検査課長
  おっしゃるとおりで、当時、平成13年のときは、まだリスクの考え方の手法なりデータなりの蓄積が必ずしも十分ではなかったと考えております。そういう意味では、米国の例を基本として、それを日本に適用した場合、もう十分であるかというような観点を中心に、AOTなどのものを設定させていただいたと記憶しているところでございます。
  一方で、その後、日本もリスク手法が、先ほど御説明いたしましたように相当開発がされ、そのリスクに関しますデータも蓄積され、現に、リスク情報に基づくいろいろな評価が可能になってきてございます。したがって、今回のこの見直しの中で、こういうリスク情報を踏まえた、参考にした評価、検討が必要なものについては、そういう情報を基礎として御検討いただくことになるのだと思っております。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。
  これは非常に大部のもので、これを後でまた御審議いただくスケジュールの中で逐一全部、勿論これは、可能な点は事務局の方に準備していただく必要があると思いますが、これについては、一番最初の資料1の一番最後の図にあるように、このワーキンググループの審議範囲というところで緑色にかかれたところ、時間的にもある程度は迅速にする必要がある。内容は非常に大部でありますので、その辺を見据えて、この緑色のところで、最終的に個々のものを全部ここでというのではなしに、見直し方針にかかわる報告書を出して、あとは保安規定を見直していくということでございますので。勿論これ、個々のものについては、事務局の膨大な作業で委員の方に方針をお示しすることになると思いますが、非常に重要なことは、この全体の見直し方針というものをここで十分御審議いただいて、それを報告書として提出して保安規定の見直しにつなげていただくということだと思います。
  そのほか何か。どうぞ。
• 渡邉委員
  STSでLCOの対象から外されたものが幾つか御紹介ありましたけれども、多分、なぜ外したかという理由をはっきりさせないと、我が国で外していいかどうかもよくわからないし、それから、多分、アメリカの機器分類というのは日本の機器分類とは考え方が全然違いますので、その辺をうまく、状況の違いを考慮しながら、LCOの対象機器から外すかどうかを決めないといけないと思うんですが、その辺の整理というのは、現状ではある程度できているのでしょうか。
• 山本原子力発電検査課長
  考え方のところは、勿論、文献調査などでいろいろな整理を今始めているところであります。
  それから、後で御紹介いたしますが、海外調査、実際にNRCに参りまして、いろいろインタビューを行いまして、必ずしも文献だけではわからないところを直接、御意見なり、その背景要因という形で探って、調査していきたいと考えております。したがって、御指摘のように、単純な見た目だけではなくて、そもそもの考え方といったところに立ち返った検討が必要なのは言うまでもありませんので、そういったところはしっかり調べていきたいと思っております。
• 片岡主査
  23ページにも書いてありますように、これは後のスケジュールにあるかと思いますが、米国NRCに行っていただいて、今、御指摘のあったようなことについても十分背景を調べていただいて、それが日本の実情に合っているかどうかということで報告書にまとめることになると思います。これは、事務局の方にしっかりアメリカに行って調べていただくということになるかと思います。
  そのほか、何か御意見ございますでしょうか。
  ありがとうございました。
  それでは、4番目の議題になりますが、これもかなり大部のものになるかと思いますが、「運転中保全（オンラインメンテナンス）について」を御審議いただきたいと思います。
  まず、御説明をよろしくお願いいたします。
• 電気事業連合会（横尾氏）
  「運転中保全（オンラインメンテナンス）について」の考え方につきまして、事業者の考えを説明させていただきます。
  資料4を御参考ください。
  1枚めくっていただいて、現況でございますが、新検査制度のもとにおきましては、「適切な機器を、適切な時期に、適切な方法で」保全活動を実施できる仕組みというものが現在確立されております。これに応じまして、事業者は、新たな保全活動を推進し始めておりまして、機器の信頼性を向上させることによって、原子力の安全性、信頼性の向上を図り始めているという状況でございます。こういう状況の中で、更に原子力の安全性、それから信頼性の向上を図るということにおいて、電力事業者のニーズにつきまして、これから御説明させていただきます。
  まず、お話ししますニーズの観点でございますが、右側の方に青と赤で書かれておりますが、保全の最適化、それから作業品質の向上の観点でございます。それが保全の仕事の中でどのあたりに位置づけられているかを示していますのが、この電気協会の保守管理規定、JEAC4209の図でございます。
  こちらが保全プログラムでございまして、全体が品質保証の体系の中で管理されている中に、保守管理、保全という形が位置づけられているものでございます。この中で保全の最適化というところでございますが、保全対象範囲を策定して、重要度を設定し、保全計画を策定する。その流れの中で作業、保全が実施されるわけでございますが、この保全の実施の段階で、いかに作業品質を向上させるかということでございます。作業が終わった後に、保全の有効性を評価いたしまして、また保全計画に戻って、ぐるぐる回るというPDCAが確立されるわけですが、これらの中で、保全の最適化、あと作業品質の向上を通じまして、機器の信頼性向上、ひいては原子力の安全性、信頼性の向上につなげるということでございます。
  次のページに行きまして、では、運転中保全（オンラインメンテナンス）に対します我々事業者の考えでございますが、先ほど申し上げたとおり、保全の最適化、作業品質の向上の観点でございます。その観点で運転中保全を目指したいというところでございます。
  まず、保全の最適化についてでございますが、保全の実施時期に関する柔軟化を図りたいと考えておりまして、まず1点目が、運転中の機器の状態監視を拡充して、劣化の兆候を早期に発見するとともに、劣化の兆候が発見された場合、これに速やかに対応できるようにしたいということでございます。2点目でございますが、運転中、停止中どちらにおいても機能要求がある系統・機器のうち、運転中に保全を実施する方が原子炉安全の向上に寄与し得る系統・機器等につきましては、停止中に限定することなく、保全の実施時期を柔軟に考えていきたいということでございます。
  次に、作業品質の向上でございますが、作業負荷の平準化、作業輻輳の回避という観点で考えております。1点でございますが、作業負荷を平準化して、個々のプラント設備の保守に習熟した良質な作業員の確保を容易にしたいと考えております。2つ目ですが、定検中の作業輻輳を回避することによりまして、作業環境、作業工程の改善、不具合発生の防止を図っていきたいということでございます。
  運転中保全（オンラインメンテナンス）が、有効な手段となり得るということで、是非、その対象範囲を拡充していきたいというのが、我々事業者の考えでございます。
  この絵ですが、現状の保全から、保全の実施時期の柔軟化を図って、将来的な保全という形を描いたものでございますが、まず、現状の保全につきましては、これはポンプを例で記載しておりますが、羽根車、軸封部、軸継手、軸受、電動機とありますが、現状、LCO対象機器の点検につきましては、定検時に限定して行っておりまして、定期的に分解点検をするということに依存しております。時間基準、時間になったら、その時期に分解をしてというような形になっております。
  これを、では、実施時期の柔軟化という観点で考えた場合でございますが、これが真ん中の図になります。真ん中に書いておりますけれども、機器の劣化パターンでございますが、大きく分けまして2つあろうかと考えております。従来、現状の保全につきましては、どちらのパターンに対しても時間基準の保全で対応してきたというものでございます。機器の劣化パターンは2つあると今申し上げましたが、上にあるグラフといいますか図で見ていただければわかると思うんですが、左側が故障率で横軸が時間経過ということで、上側は、時間とともに劣化して故障率が徐々に上昇してくるというような傾向を持つ機器を示しているものでございます。下の方は、偶発的な因子が付加されなければ、短期間では状態はほとんど変化がないということで、こういう時間経過で故障率が上昇するものでもないので状態監視が可能であるということです。こういうものにつきましては、状態を基準にしながら保全していくという方策をとるのが適切であろうということでございます。
  そういうことを踏まえまして、右側に行きましてこれからの保全というところでございますが、上側の羽根車、軸封部、軸継手のようなものにつきましては、時間基準の保全を実施していって、下側にあります軸受などにつきましては、状態を監視しながら保全をするというような形をとっていきたい。一方、電動機につきましても、振動ですとか潤滑油を診断して、状態を確認しながら、最適な時期に保全を行うという形をとっていきたいと考えております。
  次のページでございますが、こちらは、BWRの非常用ガス処理系の例でございまして、こちらを用いて保全の実施時期の柔軟化という形の御説明を差し上げたいと思います。
  まず、非常用ガス処理系の基本機能でございますが、こちらは、プラント運転中、それから停止中と機能が要求されておりまして、プラント運転中につきましては、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合に、放出されるヨウ素、粒子状放射性物質をフィルターを通して除去するという機能が求められております。一方、プラント停止中でございますが、こちらは、燃料集合体の落下事故が発生した場合に放出されるヨウ素、粒子状放射性物質をフィルターを通して除去するという機能が求められております。
  保安規定上の要求でございますが、出力運転中のみならず、プラント停止中におきましても照射燃料に係る作業を行う場合に、運転上の制限、待機しなさいという要求がございます。
  設置許可申請時事故解析でございますが、プラント運転中の事故発生時の公衆への被ばく線量が5.7×10-4mSv、プラント停止中の事故発生時の公衆への被ばく線量の評価が4.7×10-2mSvということで、プラント運転中と比較いたしまして、プラント停止中の方が、事故が発生した際の被ばく線量の観点から影響が大きいということで、プラント運転サイクルで考えた場合ですが、運転中にメンテナンスを行うことが合理的ではなかろうかというようなことでございます。
  このほかにも、停止中に機能を要求される主な系統といたしましては、残留熱除去系、それからこれらの関連系統・機器、補機冷却系とか電源系、計装機器などが挙げられます。
  このように、運転中の保全を実施することによりまして、原子炉安全の向上に寄与するということが言える機器につきましては、是非、運転中に実施したいと考えております。
  続きまして、作業品質の向上という観点の説明でございますが、こちらは、作業負荷平準化、それから作業輻輳の回避ということが挙げられると思います。これによりまして年間の作業量を平準化するということで、作業が平準化されることに伴って作業の輻輳が回避できるということでございます。
  現状の定検というのが左側にございますが、こちらの一番山になっているピークの部分、こういう部分でやっている作業を、運転時の左側の「増」と書いてあるところに移行して運転中に行うということで、定検時の作業の輻輳を回避して、年間を通した作業の負荷を平準化するということでございます。こういうことを行うことで、協力作業員の腕のいい方を効率的に配置できるということでございます。ひいては、これが作業の品質に寄与すると考えております。
  こちらも作業品質の向上、作業負荷平準化・輻輳の回避というもう一つの説明になりますが、1つは、まず、作業環境の改善ということが挙げられるかと思います。作業員の方が、まず、管理区域へ入退域する際、今、定検時のピークなどはかなりの混雑が起こっておりますので、こういう状況が緩和されて、実際の作業にかける時間などが今まで以上にかけられる、ひいてはヒューマンエラー防止による作業品質の向上が期待できると考えております。
  ここに一例を書いておりますけれども、PWRの4ループのプラントで見た場合でございます。こういう管理区域に入退域するときのゲートでございますが、こちらを、作業員の方が並んで全員通過するまでの時間を測定したところ、運転中は10分ほどで全員が通過するんですが、定検中になりますと6倍の60分程度の時間がかかっているというような結果になっております。こういうことを解消することによって、作業員の方の労働環境も改善されるということでございます。
  2つ目が作業工程の改善ということでございまして、作業エリアの確保、資機材搬出入の時間調整、クレーン等のユーティリティ設備の使用調整、系統隔離工程の調整などが容易になるということで、作業の工程に余裕ができることで、作業品質が上がることを期待しております。
  次に、不具合発生の防止でございますが、開放機器の近傍でほかの作業ですとか通行量が減少するということで、異物混入等の不具合発生率の減少が期待できるのではないかと考えております。また、運転員の系統隔離・復旧操作の輻輳が回避できることで、運転員側のヒューマンエラーの防止にも寄与するものと期待しております。
  ここで、現状の運転中保全を整理したいと思いますが、左から、原子力発電所のすべての運転中保全というものを分解していきますと、待機除外を伴う保全、待機除外を伴わない予防保全、待機除外を伴う保全というものは、LCO対象機器への保全と非LCO対象機器への保全ということに分けられます。現状、非LCO対象機器の保全は実施可能ということになっております。ここで、LCO対象機器の保全でございますが、更に分解すると、予防保全と事後保全という形になりますが、現状、事後保全というものに関しては、LCO逸脱を宣言して、その後に点検を行うことが可能であるという形になっております。一方、予防保全の流れでございますが、計画的な保全を実施したいというところについては、現状、実施は不可だと。予防保全がやむを得ない保全として行う場合には、実施可能というような形になっております。
  そういうことで、ここの一番上の予防保全としてLCO対象機器を計画的に保全するというところが、今後拡大したい範囲ということでございます。
  今申し上げました、現行の保安規定で許容される運転中予防保全の作業の例でございますが、(1)の方で示しましたのが、非常用ディーゼル発電機用の軽油タンクでございます。こちらは炉規制法の対象として点検を行う反面、消防法の扱いにも対象となっておりまして、それらの周期が合わない場合は運転中に、消防法の方の周期でやむを得ない場合は、「運転中」に点検を実施するようなことも見受けられるということでございます。
  (2)の方でございますが、こちらは事故・故障のトラブルが起こった場合の水平展開を行う場合でございます。後者において、低圧注水系のA系のある部分で故障が発生した場合でございますが、後者のもう一方の系統であるB系を水平展開として予防保全のために確認するというような場合、あと、後者で起こったものを、他者である乙社が同様に低圧注水系のA、B系の予防保全として点検を行うような場合、このような場合は、予防保全として作業が認められているということでございます。
  次のページでございますが、こちらが、現行の保安規定で許容されない運転中保全作業の例ということでございまして、左側の方で状態監視を行っているということで、サーモグラフィですとか振動測定を行って診断をして、劣化を兆候段階で発見した場合においても、事故時等に所定の機能が発揮できる場合には、監視強化や簡便な保守を行うことはできますけれども、待機除外を伴うような分解補修は実施できないことになっております。これが、許容されない運転中予防保全の例でございます。
  こちらの表でございますが、こちらはLCO対象機器の待機除外を伴う運転中保全の諸外国の規制の状況でございます。ごらんになっていただければわかるとおり、一番上の米国から下のフィンランドまでは、条件などはつきますけれども、許容されているところが主になっております。一番下のベルギーでございますが、こちらのみ、原則許容されないという状況でございます。
  最後にまとめでございますが、運転中保全を実施することによりまして、機器の信頼性の向上、作業品質の向上等を見込むことができると我々は考えております。保安規定におきましても、LCO対象機器・系統については、待機除外を伴う運転中保全を制限されているのが実態でございます。こういう状況でございますので、本ワーキングにおきまして、LCO対象機器・系統の待機除外を伴う運転中保全の実施可能性について検討をお願いしたいというのが我々の考えでございます。
  次のページ以降からは、参考ということで、LCO対象機器・系統例ということで、BWR、それからPWRの保安規定の条文に対応する機器の一覧表を載せてあります。この中で色が塗ってある部分でございますが、こちらは、運転中にアクセスできないとか、そういう理由で、明らかに運転中の保全が行えない機器だということで、一応色分けをしたものでございます。
  以上で説明を終わらせていただきます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  それでは、ただいまの議題に関しまして御意見等ございましたらお願いいたします。宮委員どうぞ。
• 宮委員
  単純な質問ですが、4ページですけれども、保全の最適化というところで、・の2番目のところですが、運転中に保全を実施する方が原子炉安全の向上に寄与する等々とありますが、安全の向上に寄与しなかったらやらないんですか。つまり、原子炉安全が低下するからリスク評価をやるのではないんですか。だから、こういう表現でいいか検討してもらいたい。
• 電気事業連合会（今井氏）
  東京電力の今井と申しますが、4ページには保全の最適化というところに2つ・を書かせていただいておりますが、まず、運転中、停止中において機能が要求されるものについては、これは、停止中に限らず、運転中にやっていきたいというのが我々の一つの要望だというのは、それはそうなんですけれども、それ以外の観点におきまして、先ほど御説明しているような、7ページにありますような作業量の平準化という観点において効果があると思われますので、そういう面で、是非、運転中保全をやりたいと。
• 宮委員
  いやいや作業量は関係ない。質問は、ローカルには、その期間はリスクが大きくなるわけですよね。だけど、その作業に成功すれば、オンラインメンテナンスに成功すれば、全体として見れば安全性が向上する、そういうことかなと思うんだけど、どうなんでしょうか。
• 電気事業連合会（横尾氏）
  そこにつきましては、原子炉安全が確実に向上とするという観点で運転中保全を行うところと、あとは、リスクを行った上で、許容し得るリスクの中に入っているのであれば、そこまでは認めていただきたいというようなところも考えております。
• 宮委員
  私の質問の趣旨が理解されていないようですけれども、とりあえず結構です。
  5ページのところで、これもちょっと細かいんですが、現状保全とこれからの保全があって、時間基準保全というところで見ると、3定検に1回のところが、状態監視を実施すると3年になっている。その違いはどう説明するんですか。
• 電気事業連合会（大神氏）
  今の新検査制度の導入を踏まえて、適切な点検時期というものを個々の機器について保全計画書なりで評価しておりますが、そのときに適切な時期を例えば3年とか、今まで何定検ごとにやるというようなところで評価しておりましたが、どれぐらいの評価というものを何年何カ月、24カ月とか、そういった評価で機器の信頼性を評価しております。そういった意味で、定検回時に制限されるのではなく、年数でどれぐらいもつかという評価をしているということで変わっております。
• 宮委員
  よくわからないんですけれども、私の誤解ですかね。現状保全で、3定検に1回保全をやっていて特段問題点がないわけですよね。更に安全性向上という観点から状態監視を実施するという理解はあると思うんだけれども、状態監視を振動とか潤滑とかでやるとすれば、そのことは、裏返して言えば、定検間隔を、3定検であったものを4定検にするとか延ばせるということではないんですか。
• 電気事業連合会（大神氏）
  それは運転実績を重ねながら、全体の評価をしながら、勿論延ばせるものは延ばしていくということでございます。
• 宮委員
  だから、3定検が3年になっているというのは、その心が込められていないような気がします。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。事務局の方から補足を。
• 山本原子力発電検査課長
  ちょっと補足させていただきますと、恐らく趣旨ですが、先ほどの4ページのところの安全の向上に寄与し得る系統というお話がございましたが、恐らく、先ほどの同じ資料の6ページの非常用ガス処理系、これは、停止中よりも運転中の方がリスクが低いだろうというような例だろうと考えております。ただ、こういう例はそんなに数が多くはないと思います。一般的には、先生が御指摘のとおり、待機除外すれば当然リスクがありますから、そのリスクをきちんと評価した上で、それが許容範囲に入っているかどうかの1つの目安が、今回のAOTという考え方でございます。
  それから、先ほどの5ページのところも、3という数字がいいかどうかわかりませんが、今まで3定検ごとにやっていたという時間基準ということを、時間の年数ということで3年という年というものが出てきたのが特徴ではないかと思います。おっしゃるように、運転実績を見て、短くしたり、あるいは、場合によったら長くする傾向も当然あると思いますが、そういう時間基準保全という趣旨のことでお書きになっておられるのではないかとちょっと推察いたします。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。
  そのほかに御意見。どうぞ、渡邉委員。
• 渡邉委員
  9ページで、拡大したい範囲のところに「計画的な保全」というところに赤枠が張ってあって、ここが多分中心というか、ここを目指しているんだろうと思うんですが、実際は、その下の「やむを得ない保全」というものの範囲を広げないといけないのではないかと思うんですね。先ほどの例にあったでっかい×がついたもの、これをどうしてできないのかというのがむしろちょっと疑問に思いまして。要は、壊してしまえば、LCOで赤旗を上げてできるのに、壊れていないからまだできませんというのは非常におかしな話で、壊れていなくても、いずれこのまま行くと壊れるんだから修理をするということであれば、もうこれは明らかに、この9ページの実施可能という枠を少し拡大しないと今みたいなものが拾えないと思うんですね。だから、方針としては、やむを得ない保全の枠を拡大するか何かをしないと余り効果的な運用にはならないのではないかという感じがします。
  それから、これは保安院にお伺いしたいんですが、保安規定とオンラインメンテナンスの関係はどういう形になるのでしょうか。今入っていないので、新たに何か項目が増えるような感じがするんですけれども。
• 山本原子力発電検査課長
  先に保安規定のところですが、保安規定は今、現物が、高浜の例とかがありますが、実はその中にAOTの制限に関する規定がありまして、例えば高浜発電所の保安規定、机上資料-2とありますね。そこの第89条に「予防保全を目的とした点検・保修を実施する場合」ということで、実は、この待機除外して点検を実施する場合の考え方が書いてあるんですが、これが実際の運用としまして、計画的に行う予防保全については、実際問題できない運用を私ども今やっているものですから、それで、このオンラインメンテナンスの考え方を整理して、こういう要件のもとで実施可能ともしなるとするならば、こういう保安規定の具体的記載内容に最終的に反映されるというような、規制との関係ではそういう整理になってまいります。
  したがって、今回、事業者の方で運転中保全（オンラインメンテナンス）をやりたいという御希望に対して、私どもとしては、このLCOという安全規制上の観点から、では、どのレベル、どういうものであれば許容できるかという考え方を整理していくというアプローチになってくるかと思っております。
• 渡邉委員
  ちょっと済みません、今の件で、これは、初めから計画されたものと私は読めないんです。ですから、これそのものを変えていかないといけないわけですね。
• 山本原子力発電検査課長
  そうです。おっしゃるとおり、この保安規定自体を、この検討の成果を踏まえて改正していくということになってまいります。今のままでは読めません。
• 渡邉委員
  そのときに、ここの中にいろいろ運転上の制限という言葉が出てきていますけれども、もともと考え方がAOTの考え方と、基本的に計画で停止する、待機除外にするという考え方は全く別物だと思うんですね。要するに突発的な話と計画の話なので、それを同じような言葉でくくったりすると物すごい混乱を招くような気がするので、そこは何か一つ考え方を整理する必要があると思うんですが。
• 山本原子力発電検査課長
  おっしゃるとおりでありまして、保安規定の中に具体的にどう規定するかというのは、確かにこれからの課題ではありますが、これはどちらかというと実行時といいますか、ふたを開けて修理するとか、そういった考え方を今書いておりますので、そうではなくて、計画的に予防保全をどのようにLCOの関係でやっていくか、その考え方の条項なりは保安規定の中に規定していくような形になるかと思います。まず、その規定ぶりなどについては、これからまた検討だと思っております。
• 片岡主査
  どうぞ。
• 上戸統括原子力保安検査官
  多分、前者の方の質問なんですが、まさしく10ページ、11ページのところをおっしゃっているのではないかと思っております。今は、いわゆる水平展開という意味で、やむを得ない保全ということで実施可能という判断をし、現在の保安規定で実施可能だという判断をしております。何でそういうふうにやるかといいますと、いわゆる後者で低圧注水系統の不具合が発生し、同じものをB系統でも使っているし、それを別の会社でも使っているということで、それについては、故障する故障率が当然高いということで判断をし、その部分については水平展開が必要であるということで、やむを得ない保全ということで、現在の中で実施可能という判断をさせていただいているところでございます。
  多分ここについては、9ページに赤印で表現してあります拡大したい範囲というのは、まさしくこの中でそこまで、いわゆる今のギャップのところを埋めていくところから一歩ずつ進めていくのかな、そういうことかなと考えております。
• 片岡主査
  よろしいでしょうか。どうぞ、平野委員。
• 平野委員
  ちょっと理解できていないのかもしれないですけれども、まず、5ページの状態基準保全につきましては、これは比較的新しい技術で、こうした状態監視の技術というものを積極的に取り込んで、より安全なプラントにしていくというのが基本的な考え方だと私は思いますので、規制側としても、なるべくそういう新しい技術を導入しやすくしていく方向に考えるべきであるということであれば、5ページの右側に、もうそろそろ危ないという状態であれば、旗を上げて保全をやるということができるようにするのは基本的な考え方かなと私は感じています。そういう意味では、9ページのやむを得ない保全というところを拡大するというところについては賛同したいと考えているところでございます。
  ただし、赤のところは、今、渡邉委員からありましたように、これは全く違う概念で、計画的にやるわけですから、これはやはりリスクのことを考えないといけなくて、12ページに、米国では10CFRの50.65メンテナンスルールについてこれができると書いてありますが、メンテナンスルールの中では、メンテナンスをやる前にきちんとリスクを評価しなさいよということが書いてあって、これができているわけですので、前半の議論と同じで、赤のところの議論をするならば、やはりリスクの議論をしなければいけないということになって、同じ議論になってしまうなという印象を持っています。
• 山本原子力発電検査課長
  御指摘のとおりでございまして、今回のこのオンラインメンテナンス、運転中保全を規制側としてどう見ていくかという一つの判断、今、御指摘があった、リスクがどの程度高まるかと。これは勿論リスク情報に基づいて、今回、この資料の後ろにも書いてございますが、個別機器ごとになるのかどうかわかりませんが、仮にこれを待機除外してオンラインメンテナンスした場合、どの程度リスクが上がるのか。それのどういう指標でやるかというのはいろいろな議論もあると思いますが、既に米国の実績もありますし、それから国内でも、原子力学会でも数値とその判断基準をいろいろ御検討されておりますから、そういう国内外の動向を見て、実際のリスクがどの程度の上昇になるか、それが許容されるような範囲におさまっているかどうか、そういったことのリスクをきちんと評価し、そしてこのオンラインメンテナンスが、こういう条件のもとであるならば許容される、そのかわり、多分リスクの値だけではなくて、恐らくオンラインメンテナンスをやっていく手法論、例えば計算上は確かにリスクが低いかもしれませんが、では、同じ系統で待機除外する場合、ほかの系統がきちんとされているかどうかとか、そういういろいろな要件も合わせ考えていくことが必要になっていくかと思いますので、そういうアプローチで考えていきたいとは思っております。
• 弥益保安規定係長
  1点よろしいでしょうか。もともとちょっと誤解のないように説明しておきたいと思っているのですが、まず、先ほど○×（丸バツ）の図がございましたが、10ページについては、先ほど山本課長から御説明がありました、PWRで言うと89条の条項を適用して計画的にできるということですが、×のところについても、もともとLCO逸脱をして、AOTの範囲内であればできるわけであって、現実はできます。×となっているんですが、これはできないと思っているのですが、それは、いわゆる機能喪失をすればAOTの範囲内では今もできるということですから、そこは誤解がないようにと思っていまして。
• 渡邉委員
  それは反論をしたくなってしまいます。
• 弥益保安規定係長
  済みません、そうなんですけれども、それで、結局、×というところを計画的にやるということで、そうすればそれはリスクを見ていかなければならないということでの整理だと思うんですが。
• 渡邉委員
  いや、そうではないですよ。×（バツ）というところは計画的にできないんですよ。要は、状態を見ていって、危なくなるという話なので。
• 岡本委員
  状態監視保全は計画的な保全の一種ですので、それは赤の範囲で僕は問題ないと。どっちに入れるかというのは分類学なので余りディスカッションするつもりはないんですけれども、私は、考え方の違いだけで、多分同じことを言われているので大丈夫だと思いますが、ここはあくまでもAOTにならないんですね。AOTの宣言ができないんだけれども、ちょっと兆候があるなというときに、直したいなというんだけれども、頑張ってあと10カ月運転しましょうという話ですよね。それはどっちの方がリスクが高いかという話になりますので、そこはちょっと、多分、今の御質問等の意見は違うかなと私は思います。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。非常に微妙で、かつ重要なところなんですが、いずれにしても、このワーキンググループの最大の目的は、原子力の安全を向上するということに目的があり、そのための運転保安規定の改訂あるいは運転管理規定の改訂のための報告書を出すということですので、今のところは非常に重要なところであると思います。今日は最初ですので、それで何らかの方針を、ここで今全部決めてしまうことは勿論できないかと思いますが、要は、これで安全性がどれだけ向上できるかということが一番重要なことになるかと思います。
  これにつきましては、事務局の方でも、今、先生方から御意見をいただいたことについて十分御検討いただいて、このオンラインメンテナンスの話は今日、最初から出ましたので、今後これは非常に大きな課題だと思いますので、今回以降は、最初の御意見をいろいろいただいたということで、今後また事務局と、あるいは事業者等の方で十分に御検討いただいて、次回あるいは次々回に、しかるべく整合性のある方針を出していただくことを御検討いただくのでよろしいのではないかと思います。
  そのほかに御意見ございますでしょうか。どうぞ。
• 岡本委員
  今、片岡主査がまとめていただいたので、もうそのとおりだと思いますけれども、どれでもができるとかということでは全くなくて、最初に宮先生がおっしゃられたトータルとしてのベネフィットといいますか、そのあたりとリスクとの絡みになってくると思いますので、そのあたりを1つの軸ではなくて、いろいろな軸で評価いただいて、その中で、こういう場合だったらこうした方がいいというような取りまとめ方を是非多軸でやっていただけるとありがたいと思っております。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  そのほかに何か御意見ございますでしょうか。
  では、どうもありがとうございました。
  それでは、次に議題5になりますが、「今後の運転管理WGスケジュールについて」を御審議いただきます。
  まず、これについて御説明いただければと思います。
• 上野保安規定班長
  原子力発電検査課の上野でございます。よろしくお願いいたします。
  それでは、資料5に基づきまして、今後のスケジュールについて御説明させていただきます。
  6月の中ほどを見ていただきたいのですが、先ほど来、話が出ております海外調査が6月下旬に予定されております。米国のNRC等を訪問いたしまして、STSの改訂理由、運転実績の反映状況等を聴いて、意見交換し、情報を収集しようと考えております。その結果を踏まえまして、7月に第2回目のワーキンググループを開催させていただきたいと思っております。この場では、保安規定への反映事項を、パターン化した形になると思いますが、御提示したいと考えております。今、スケジュールがあらかた固まってきておりまして、7月24日の午後を予定しているところでございます。その後、8月に入りまして、第3回目で当ワーキンググループの案を御提示させていただき、保安規定の今回の見直し方針等に関する報告書の素案について御議論いただく。9月に入りまして、第4回目で、その報告書の中身を議決させていただきたいと考えております。その後、10月に入りまして、1カ月間パブリックコメントにかけます。その結果を踏まえ、第4回目で決まりました報告書に反映させたものを11月に第5回目で報告書の審議をしていただく予定にしております。
  一番下のところを見ていただきたいのですが、保安規定の見直しに関し、保安院では審査に関する内規がつくられているわけですが、このワーキンググループで得られた報告書をもとに、この内規の修正を12月までに実施する予定にしております。それを受けて、事業者の方から来年の1月、保安規定の変更認可申請が出されたものに対し、3月までに変更認可をし、新年度から新しい保安規定に基づく運用が開始されるという形を今のスケジュールとして考えております。
  一番上を見ていただきたいのですが、これも会議の冒頭、お話がありましたように、当ワーキンググループは原子炉安全小委員会のもとに設置されておりますので、適宜、報告していくことを予定しております。まず、6月には、このワーキンググループが設置され、第1回目の会合が行われたということを報告するとともに、9月には、パブリックコメントにかけることの了承を小委員会の方に御報告したいと思っております。
  各委員の先生方には、これから4回にわたって当ワーキンググループでいろいろと御指導を仰ぐことになりますが、よろしくお願いいたします。
  以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  このスケジュール、初回でこういうふうに全体的に決まっていますが、非常にお忙しい先生方ですが、7、8、9月とちょうど大学が夏休みですので、ここに集中して3回ということになると思います。この辺のスケジュールについても、御意見がもしございましたらいただければと思います。
• 渡邉委員
  大分タイトなんですけれども、来年の1月に保安規定変更の認可申請をするであろうという見込みで書かれていますが、AOTの延長なんていうのは今回のスコープの中に入っているんですか。例えば、延長するとなると、なぜ延長しなければいけないかという評価が必要になりますよね。アメリカ方式でやると、リスク評価してやるとかという話になって、そうすると、リスクの評価を事業者がしなければいけない、そのチェックを保安院がしなければいけないという格好になりますよね。それだとこのスケジュールでうまくいかないのではないかという気がするんですけれども。
• 山本原子力発電検査課長
  個別ごとにリスク評価をしていくやり方を今御指摘いただきましたけれども、AOTをどこまで見直すかというのは確かにちょっと議論があります。それから、今のように、AOTは、保安規定は確かに個々の認可であることは事実でありますが、実は、BWR、PWR、ある程度AOTの共通化というか標準的なもので設定していて、それに沿う形で保安規定が書かれているという面もございます。ですから、そういう基本的なAOTはこういう範囲内というところの範囲を定めておいて、それに合うような形で御審査していただければ、個々の判断ではなくて、まず、あらかじめ我々が評価したものに沿っていれば、それに合致していることを確認するだけでございますから、そのやり方については、確かにAOTをどこまでいじっていくかというのはちょっと議論があるところでございますので、まさにこれからの御審議の中で標準的なものという形で御審議いただいて、お決めいただくのか、あるいはもう少し時間をかけなければいけないのかというものがあるかと思っております。
  それから、もう一つちょっと補足させていただきますと、確かに9月まで大変タイトなところがございます。恐らく9月までの審議で、まだ十分審議がし尽くせない項目ももしかしたら出てくるのではないかと思っております。ですから、そういう意味では、もしもう少し長期で考えるべき宿題といいますか課題が残りましたら、秋で終わりではなくて、まずはこういう報告書のまとめは当然いたしますが、そういう長期の課題として残されたものがありましたら、また引き続きこのワーキングの場で御検討いただくようなことも考えていかなければいけないかと思っております。すべての項目を全部9月に仕上げるというわけではなくて、もう少し短期、あるいは中長期というような目でも私ども事務局としても御提案させていただければと考えてございますので、よろしくお願いいたします。
• 片岡主査
  よろしゅうございましょうか。
  そのほかに御意見ございますでしょうか。
  どうもありがとうございました。
  それでは、ほかに御意見がなければ、今度は、これはスケジュールと違うのですが、今後の予定について事務局から御説明をお願いいたします。
• 山本原子力発電検査課長
  先ほどスケジュールの中でもう既に触れさせていただきました。次回のワーキングは7月24日でございますが、それまでの間に米国の調査、NRC等にインタビューなどを行いました調査を実施してまいりたいと思っております。その結果を踏まえて、第2回目のこのワーキンググループにおきましては、運転管理規定の見直しの方針、こういったところの方向性について御議論いただければと考えております。
  開催日時は決まってございますが、場所などにつきましての詳細は、また後ほど事務局から改めて御連絡させていただきたいと思っております。
  以上でございます。
• 片岡主査
  どうもありがとうございました。
  それで、今後の予定はよろしいでしょうか。
  それでは、以上をもちまして第1回運転管理ワーキンググループを閉会させていただきます。御協力いただきまして、割と予定時間内に終わらせることができました。どうもありがとうございました。

以上