廃止措置中の原子力発電所に対する合理的な規制 （安全重要度の考え方）
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カテゴリ: 第17回
廃止措置中の原子力発電所に対する合理的な規制
（安全重要度の考え方）
Reasonable Regulation/Inspection Program for Decommissioning Reactors (How understand the Safety Significance of Decommissioning Reactors)
日本原子力発電（株）山本祥司ShojiYAMAMOTOMember Abstract
Using the Significance Determination Process of the US Reactor Oversight Process, we will clarify the significance level of the expected inspection findings in Decommissioning Reactors and the factors that increase the significance level. We will also summarize the differences in the inspection program for Decommissioning Reactors in Japan and the USA. Then, based on the characteristics of safety significance/ risk and the comparison of inspection program in Japan and the USA, we make grounded recommendations for the Safe and Reasonable Inspection Program of Decommissioning Reactors.
Keywords: Decommissioning Reactors, ROP, Safety Significance, SDP, Reasonable Regulation/Inspection Program
はじめに
日本における実用炉の廃止拮置は、2006年日本原子 力発屯（株）東海発電所で最初に開始されてから、2020 年度末現在で、ll原子力発電所13ユニットにおいて行われている。
一方、原子力の検査制度は、2020年4月1日、米国のReactor Oversight Process（以下「米国のROP」と言う。） の手法に倣った原子力規制検査（以ド「ROP」と言
う。）が施行された。日本においては、運転炉のみならず廃止拮僅施設や核燃料施設等の原子力関連施設をROP という一つの検査制度により規制することとなっている点が、米国との大きな違いである。
ROPの特徴は、リスク情報を用いてパフォーマンスベースでの事業者の活動を監視・確認し、発電所の安仝性を定量的に示し、事業者の自主的な改善活動を促すところにあるが、原子力関連施設の種類により使えるリスク情報の質、程度、そして範開はバラバラな状況にある。米国のROPは、運転炉の検査制度であることから、運転炉以外の施設に対して適用する場合には施設毎に合理化の余地があると思われる。
連絡先：山本祥司
〒110-0005東爪都台東区上野5-2-1
日本原子力発電（株）考査・品質監査室
E-mail: syoji-yamamoto@japc.cojp
米国のROPにおける運転炉のリスクは、炉心担傷確率あるいは格納容器損傷確率等により定景的に安全重要度として示され、事業者この保安活動の安全レベルが客観的かつ定輩的に示される。一方、廃止拮僅炉のリスク／ 安全重要度は、運転炉とは異なるうえ、そのレベルも全体的に低いと概念的には理解されているものの、根拠を持って定量化されているとは言い難い。
本稿では、廃止拮僅炉のリスク／安仝重要度の特徴とそのレベルを明らかにし、現在日本で動き出した廃止措置炉のROPについて、日米の検査制度の比較を踏ま
え、ここで明確化されたリスク／安全重要度を考慮した合理化案の検討を行った。
2廃止措置炉におけるリスク／安全重要度
1運転炉と廃止措置炉のリスクの概要
運転炉（出力運転中）は、強い放射能を持つ大鼠の核燃料物質・核分裂生成物を内包するため、万一の公衆・従事者に及ぼす被ばくリスクは非常に大きい。
一方、廃止措置になると、出力運転中の原千炉が持つリスクレベルは低ドし、運転炉の使用済燃料プールとほぼ同程度のリスクの使用済燃料の搬出期間があり、使用済燃料の搬出完了により、廃止拮僅炉のリスクは、大きく低下する。施設内の放射性物質は、限定され、リスクは解体作業の対象により公衆・従事者の被ばくリスク、
あるいは、労働災害としてのリスクが支配的となり、リスクレベルは運転炉から相当量減少する。
図lは、運転中～使用済燃料搬出中～解体中のリスク がどのように変化するかを示したものである。
芯
CSとしては「セキュリティー」になる。
次に、廃止措置炉のリスクを定景的に把握するため、鴫云炉及び廃止措置炉について、公衆被ばくと一部従事者被ばくに関して定景的に示されているもの（例：廃止
如5ふ蹂g
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廃止措置炉の安全重要度
米国のROPには、規制検査による検査所見の重要度判定プロセス(SOP : Significant Determination Process)がある。これは、運転炉における事業者の保安活動あるいはその懸念事項（規制検査での所見）を安全重要度として定景的に示す判断方法である。
米国のSDPは、Inspection Manual Chapter 0609 Appendix A~N [llからなっている。それぞれについて、廃止措置炉における検査所見を当てはめた場合、その重要度判定が「緑」以上になるかどうかを検討した。
結果を表lに示す。
表:. !船0609 3付則を廃止堵置炉1こ適用しf緑J以上となる可能性のあるもの
附貝I9記号
A
名称
出力運転中に確認された所見に関する判断
補足
SFPの燃料搬出未完の湯合
G
従事者の放射線安全に関する判断
D
公衆の放射線安全に関する判断
E
1セキュリティーに関する判断
SFP(})燃料殻出未完の場合
F
火災防護と火災後安全停止に開する判断
sfPの燃料囲出未完の場合
［
運転員の再資格認定に関する判断
運転員が必要な期間（燃料搬
出未完の場合）
L
M
B 5 b. (テロ対策）に関する判断定性的基準を用いた判断
SFPIJ)撚料搬出未完の湯合定量的に判断できない場合
これから、廃止措置炉のリスクの特徴を整理した。
廃止措置炉のリスクは、燃料の搬出が完了した場
合、「従事者の放射線安全」と「公衆の放射線安全」の2つになる
ROPの監視領域の着目すべきコーナストンとし
ても、同じ2つのCSになる。
なお、使用済燃料の搬出が末完の場合は、「燃料
の健全性及び末臨界性維持」がリスクに加わる。
措置計画認可申請書[3]等[4])を整理し、SOPの公衆被
ばくに関する線景レベルとその色分けを当て嵌め、定輩的リスクレベルとして表2を得た。
表2 運転炉と廃止措筐炉のリスクレベルの比較
リスクレベル
説明
SDP評価
相当レベル
5mSv/件
【運転炉］設計事故等1こおける線星限度（公衆被ばく：I
赤
5mSv超過
【共通】排出管理
赤
2 4mSv/年
【参考】自然放射線（世界平掏）
黄
【廃止措酋炉l s「Pに燃料がある場合の想定事故（プール
黄
黄
白
I 7mSv／月
(0 0024mSv/h)
水全喪失）における敷地境界評価点における線置率。
なお、17日間以内収束で「黄」に、20時間以内収束で「緑」
におさまる。（公衆被ばく）
なお、燃料損傷に1ま至らないs （敦賀1号の例）
lmSv/年
【共通】運用笞理上の線墨限度（公衆被ぱく）／公衆の年
閣線量限度
0 050mSv/件
【共通】施設の妥当性1：：係る線饂限度（公衆被ばく）
0 042rnSv;件
【廃止措晋炉】想定事故時の公衆被ばく評価値（炉内構造物解体時の切粉集塵フィルタ1こ火災・爆発を想定して評
価敦賀1号の例）
緑
0 012mSv/年
【廃止措置炉］原子炉本体等解体期間での公衆被ばく
緑
0 003rnSv;年
【廃止措筐炉】原子炉本体等解体準飩期間での公衆被ばく
緑
0 002rnSv;年
【廃止措晋炉】建屋等解体期閏での公衆被ばく
緑
これにより、廃止措置炉のリスクレベルについて、以ドが言える。
SFPに燃料があった場合、最大のリスク（プール
水仝喪失）であっても、運転炉のDBA線鼠限度の4/10程度の低いリスクレベルにある。また、 収束に必要な時間的な余裕も相軒ある。
燃料搬出が完了した場合、最大のリスク（炉内構
造物解体作業でのフィルタ火災・爆発）でも、運転炉であればSDP評価ではマイナーな範間にとどまるレベルである。（運転炉の線鼠限度5mSv に比べ、廃止措置炉では1/100程度のレベル）
設備に要求される信頼性
運転炉と廃止措僅炉の設備に要求される信頼性について比較・整理した。
圏攣は、高温・高圧の高エネルギー環境ドで炉
心に膨大な核燃料物質及び核分裂生成物を内包しているため、PS系設備及びMS系設備には、高い信頼性が要求される。
燃料搬出が未完の廃止措置炉では、燃料冷却系設
備、末臨界維持設備、及び燃料取扱設備等については、運転炉とほぼ同等の信頼性要求があるとし
ておけば｝j全である。なお、事故時に収束させるための時間的な余裕は、運転炉に比べて十分にある。更に、停止後5年程度経過すると、SFPプール水の喪失を想定しても、燃料温度は溶融点に達しない。[3]
燃料搬出が完了した廃止措置炉は、施設全体が常
温・常圧であり、施設が内包する放射能インベントリも限られていることから、設備に要求される信頼性は、運転炉に要求されるほど高いものではなし＼
3日米の廃止措置炉の検査制度についての
整理
1米国の廃止措置炉の検査制度
米国の廃止拮僅炉の検査制度の概要を整理した。
施設のライセンスは、運転中から廃止措置を経
て、License Termination Planに沿って実施されるライセンスの終了をもって失効する。つまり、ライセンスとしては、運転から廃止まで同じものとなり、その間検査は繰り返し行われる。
廃止措置炉の検査制度は、運転炉のROPとは異
なり、廃止措置に先立ち事業者が提出する「運転停止後廃止措置活動計画書(PSDAR)」、あるいは「技術仕様(TS:）」等に沿って実施される保安活動に対して、運転炉のROPとは別の「廃止措置炉の検査プログラム(IMC : Inspection Manual Chapter 2562)」［5]とそれに関連した「検査手順
(Ip : Inspection Procedure)」及びIMCに沿って
直接観察及び検証による検査が行われる。
検査の日的は、事業者このパフォーマンスの低下傾
向を特定し、パフォーマンスが許容レベルをド回る前に事業者が問題を解決したことを確認することにある。
検査での確認の観点は、①規制に関する事業者の
手順、プロセス、及びプログラムの適切性②必要なプログラムが規制要件に従って運転中から廃止措置まで絹韓していること ③運転中に確立された安全文化が維持されていること。
検査の評価分野は、「プラント状態」、「改造、保
全及びサーベランス」、「問題の特定及び解決」、
「放射線防護」4つの機能領域について行われる。
検査プログラムには、検査リソースを適切に配分するため、サイトの状況に応じてどの検査にどの程度の時間を割くかの目安時間が示されており、サイト毎の拮本検査計画は、これを参考に策定される。（表4「検査テンプレート」参照）
このように、廃止措置炉でも運転中に構築された安全文化や必要なプログラムが継続されていることを要件とし、検査が日指すもの、検査としての着目点に大きな違いはなく、廃止拮僅炉の検査として必要な検査範囲（対象）が加わり、不要なものは削除され、検査プログラムが構築されている。
3.2日米の廃止措置炉の検査制度の比較
米国の廃止措置炉の検査プログラム(IMC256l) [5l等[6][7][8]を参照し、日米の廃止措僅炉の検査制度の比較とし
て整理した。その結果を表3．に示す。
表3 廃止措置炉の検斉莉度に関する日米の比較
比較項巨
米国
日本
規制の全体椴要
・選転炉0)検査制度(ROP)とは分けて繍築（倒検杏官、検査フログラム｀個別の検査手順類）
?ROPを導入（括子力全体を同じ規断体系で瑕蒋できる形になっている）
ベ墓転炉と同じく{93検査官、検査ガイ
ド）
SDPの仕組み
無
日本版SじPを等入（運転炉と司こであり、廃止措額炉！こ遵用する場含不明確
な李項がある）
検否の内容・頻度
,
廃.l!:措置炉の状況・＇）スクに見合った頻度・内容とする
?I沈で検査テンプレート（施設の
カテゴリー、項目と頻度・時問数）が設定されている
施設の状怒から、どの検査カテゴリーに属するか分類
椛’:cが炉毎に年度検盃言ナ国を作成・検査状況で見置す
IP l検査手頭l:こ沿って、サイト
のウォークダウンにより事業者
(})活動状況を確認・評価
底上措置炉に対する検査の内容・頻度は｀現状で明示されていない
施設の状郎により、検査サンブリング
頚度は調茎されることばなっている
i配総冠から．施設の状況に応じて規剖
閑遠寧r員の見直しができる仕越みとなっている
｀現峙点で！ょ、廃止措置炉の検査討度は．施設の状態によらずに固じ
安全又化・
品貸保証
速転炉て揖築した状悠を継続
選転炉と同じ
施設管理
運転炉と同じメンテナンスルールに基づき策定された保全プログラムに沿って実距される事業者の保全活動が確認・評極される（慄全プログラムは、設憐())1昌頼性要求
により見函されな
規制検査の中で、以下確認、評低される
・性能維持施設．こ対する定期事業者検
資
・保全フログラムに沿った保全活勁
その他瑛査
事項
・涎止措置の計画に対する進捗
・妥用管理
特に無｛運転炉に詞じ）
|
合理的な廃止措置炉の検査制度について 卜述のリスク／安全重要度、日米の比較、及び設備に
要求される信頼性を踏まえ、合理化項日案について検討し、以下4項日の提言にまとめた。
①廃止措置炉にもROPを適用することで事業者の自主的な改善が継続することを日指すという日的は理解できるが、リスク情報がより少なくなる燃料搬出完了後にまでROPを当て嵌めることは、不合理と考えるため、ROP適用を燃料搬出完了までとするこ
とを提言する。
補足：廃止措置になっても、運転中に構築した
「安仝文化」並びに「品質保証」は、事業者が揺続することは、米国の考えであるが、ROPでなくとも安全文化は維持できるとする のが米国である。一度、安全文化が構築されれば、その劣化状況の確認・評価は、ROPで なくても可能というスタンス。また、リスクレベルが低い（リスク情報も無い）施設状況にROPを当て嵌め、検査結果を定量的に示す 意味は薄く、制度の形骸化である。実際、米国では、運転炉で構築した安全文化を維持した保安活動が許容レベル以上で維持されていることを廃止措置炉での重要なポイントし、ROPとは異なる検査プログラムによる廃止拮置炉の検査制度の実績が積まれている。
② ①の別案として：廃止措置全期間を対象としてROP を適用する場合は、現状の運転炉と同じCSとするのではなく、廃止措置の公衆リスクとして網羅できていない「鳴止措置の）工程遅延」を着目すべきCSとして追加し、それに繋がるリスク情報を別途設定する。それにより、より安全で合理的な廃止拮置の検査制度の実現に繋げる。なお、ROPに用いるリスク情報は、定性的であっても廃止措置に見合ったものとする。
補足：廃止拮僅炉の注目すべきCSは、「公衆の 方匁肘線安全」、「従事者の放射線安全」、そして燃料搬出が未完の場合には、「セキュリティー」であるが、廃止措置の公衆へのリスクとして、廃止拮僅の工程遅延がある。これに関連する「廃棄物管理」、「エ程管理」あるいは
「労働安全」について監視が行われることは重要であり、これらCSが追加として考えられる。また、リスク情報として、これらCS に関連する事項（例：廃棄物管理として「廃棄物管理に関する懸念が全体工程に及ぼす状 況・程度」「廃棄物管理に関する計画の見直し の程度」など、工程管理として「エ程遅延の程度」「工程遅延による増加費用の程度」な ど、労働安仝として「労災発生状況」「労災の 程度」など）が考えられる。
③米国の検査プログラムに倣い、施設をカテゴリー分けし、施設のリスクを勘案して検査（監視）分野毎に目安の頻度を決める「検査テンプレート」[9]を策定し、それを基に各サイトの状況に応じた検査を行うことができる。（表4「検査テンプレート」）．
補足：現状の廃止措置炉のROPは、サイトによる違いがほとんど無く一様である。米国のように、サイト毎の状況により、検査の対象・頻度等を決定論的であるがテンプレート的に定めておき、それに沿って各サイトの検査にあたることとした方が、透明性もあるし、サイトのリスクレベルに応じた検査にもなり、検査リソースの合理化にもつながる。つま
り、リスクが低く懸案も少ないサイトの検査は合理化され、リスクが高く懸案が多いサイトの検査は密度が濃くなる。 日本のROPでは、リスクやサイトの状況に応じた検査内容のフィッティングのようなことは考慮されていないし、更にリスクが低い廃止拮僅のサイト毎に検査内容の微調整は容易ではない。テンプレートは、労力をかけずに、サイトの状況に応じた類別を可能とする。
④性能推持施設に対する定期事業者検査は、燃料搬出が末完の場合に限り、燃料取扱設備、未臨界維持設備、燃料冷却設備等の燃料の健令性維持に必要な設備に絞って実施することとし、燃料搬出が完了した施設については、定期事業者検査の対象外とする。補足：廃止措置炉の設備の保仝は、保仝プログラ ムに基づく保全と、性能維持施設の定期事業
者検査が独立している。極端な例として、性能推持施設のうち一つの設備について、同じ保全内容（例：外観点検、分解点検等）が同一年度内に異なる位岡づけで2回実施され ることもある。また、燃料搬出完了後の廃止措置炉のリスクは、全体としてSOP判断で緑以ドの低いレベルであり、設備に求められる信頼性も一般産業界の設備レベルである。これらのことから、燃料搬出完了後の定期事業者検査は、形式的な行為と言え、合理化対象と考えられる。更に、米国では、規制検査の他に定期事業者検査に匹敵するような別途検査の実施については確認できていない。
表4. 検杏テンプレート例(IMC2561) [9I
機能領
主な
域IP件名
手順の］メント
7°うントステイタス
36801
永久停止炉における組織、管理、役吾II管理
永久停止炉に
4230202
Cati
Gatz
Cat3
Gat4
Cat5
Cat6
Cat7
Cat8
準備期間
DEGON/
燃料桓
DEGON/
燃料無
SAFSTOR/
燃料有
SAFSTOR/
燃料無
最終サイトサ→、｀ イ
SAFSTOR
Co- located
／燃料有
SAFSTOR
Co-
I ocated/
燃料無
2 ゜ ゜ ゜
このIPの肉容を他の主なIPに移動し｀IP36801の削除について現在検討中。代替として、この手順の名前を「訓練と力量の検査」とする。
これは、本質的に全てのカテ
7°うントス召クス
是正処逍プn ゲうム
改造，
71801
40801
おける廃止措置のバフォーマンス及び状態
永久停止炉における自己評価、監査、及び是氏処罹
永久停止炉に
32242410
64646421
5108
2144
ゴリーに対するプうントステイりス手順に必要な時間である。
補足情報としてIP71152がイダンスを添付。常に是正処 省7日ゲうムのレビューを含むことを推奨する。
8
4
サイトは、廃止完了計画(IP
保全及びサー＾Sうンス
改箔，
37801
おける安全店ュー、設計変
更、及び改箔
32
32
12
6
永久停止炉に
2 ゜2
で謙綸されたものとして）
2まで変更できるため、評価時間には、最終状態のサーヘ中イまで含めるべきである。サイトでの運転プうントの手順
は、全てのSFPの検査こ吠"
゜
保全及びサ一＾Sうンス
改造，
60801
おけるSFPの安全性
永久停止炉に
4025 ゜
25゜ ゜
を包含すべき。例外は、フうントとは独立（分けられた） したSFPのサイトである。
これは、「メンテナンスルー1f」の検査手順cこの検査は、SFP があるとーろでは全て実施
4
されるべきである。代替と
保全及びサー＾' うンス
改造，
62801
おける俣全及び炉べぅンス
282810
4゜ ゜ ゜ ゜
して、メンテナンス炉ルが使用済燃料の安全貯蔵には制約があることから、適用可能なセり泊ンをI P60801に再配置できよう。
運転フうントの手順は、サイトに
備
保全及びサ-^' うンス
放射線
71111
01
悪天候への準124 ゜
4゜ ゜
おける全ての悪天候からの
4防護の二吠←を含むぺきプうントとぱ独立（分けられ
゜
た） したサイトは除くc
防護及び健康物理
放射線
83750
従事者被ばく64484628
永久停止炉1：：
243044
防護及び健康物理 放射線
83801
おける是正及 び最終サーヘトイの検査
放射性廃棄物
20
78
78
2
296 ゜ ゜
防護及び健康物理 放射線防護及び健康物理
注記
84750
86750
の取扱、並びに放出及び環境モ：タリンゲ
固体放射性廃棄物管理及び放射’I生物質の輸送
4040188
72727210
4222
21022
複数ユニットの廃止措置の場合、推定時間を1 5倍するe
これらは推定時間のみであり、実際の検査ニーズを反映するために変更される場合がある。
運転ユニットと同じ場所にある廃止措置施設については、放射線防護及びその他のサイトのプログラムは、常駐検査官 がレビューする。
ほとんどの場合、推定時間は、直接検否の労力を表している。
おわりに
廃止措置炉にも、ROPによる新検査制度が施行となった。ここでは、検査制度に絞った規制の合理化検討にとどまっているが、廃止措置全体を安全かつ合理的に進めるためには、廃止措置に関する規制全体の合理化が必要である。今回の検討が、より良い規制への見直しに繋がることを期待している。
なお、本稿における検討内容の骨格は、保全学会「原子力規制関連検討会」にて、廃止措置炉の安仝重要度／ リスクを定量的に把握するために米国のSOPを使用するというアイデアから、論理展開箸議論頂いたもので、この場を借りて主査はじめ、各委員に御礼申し卜げげま
す。
参考文献
[I]IAEA "Safety assessment for decommissioning, Annex
I, Part A, Fig.3", pp.13.
NRC Inspection Manual, Manual Chapter 0609, "Significance Determination Process. Appendix A N'.
日本原十力発屯（株）“敦賀発電所1号炉廃止措置
計画認可巾請書”.
原十力規制庁“原十力安全に係る重要度評価に関するガイド(GI0007_r0)、附属書4
NRC Inspection Manual, Inspection Manual Chapter 2561, "Decommissioning Power Reactor Inspection Program".
NRC Inspection Manual, Inspection Procedure 62706, "Maintenance Rule".
NRC Inspection Manual, Inspection Procedure 62801, "Maintenance and Surveillance at Permanently Shutdown Reactors".
NRC Inspection Manual, Inspection Procedure 64704, "Fire Protection Program".
NRC Inspection Manual, Inspection Manual Chapter
2561, "Decommissioning Power Reactor Inspection Program", Appendix A,‘、II. Recommended Average Annual Inspection Hours per Decommissioning
Category", pp. AppA-2.