平成 26 年度発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業

（産業界の自主的安全性向上及び軽水炉安全技術開発等に

係る取組に関する動向調査）

報告書

平成 27 年 3 月

日本エヌ･ユー･エス株式会社

概 要

福島第一原子力発電所事故を踏まえ、本年 4 月に閣議決定されたエネルギー基本計画で

は､産業界が自主的に安全を追求する事業体制や安全文化の醸成、軽水炉の安全性向上や信

頼性･効率性を高める技術の開発、今後の廃炉及び周辺国の原子力安全の向上に貢献するた

めの技術・人材の維持・発展等が必要であるとされた｡我が国全体として､これらの取組が

有効に実施されるよう､国､事業者、メーカー、研究機関等の関係者による重畳を廃した最

適な取組の推進が必要である。 本事業では、以下の情報収集・分析を実施することにより、我が国全体として関係者の

取組を効率的に進めるための方針の検討や今後の政策立案に役立てることを目的として、

以下の調査を実施した。 ・国内における産業界の自主的安全性向上及び軽水炉安全技術・人材の維持・発展に係

る取組の動向に関する調査 ① 自主的安全性向上のための取組に関する動向 ② 軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組に関する動向 ③ 人材の維持・発展に係る取組に関する動向

・諸外国における同様の取組の動向に関する調査 ① 米国の取組 ② 英国の取組 ③ 仏国の取組 ④ 国際組織・機関の取組 ⑤ その他の国・地域における取組

i

目 次

概要 ········································································································ i 目次 ········································································································ v 略語 ········································································································ vii

1．はじめに ··························································································· 1-1 1.１ 事業名 ·························································································· 1-1 1.2 事業目的 ························································································· 1-1 1.3 事業内容 ························································································· 1-1 1.4 実施方法 ························································································· 1-2 1.5 報告及び報告書の作成 ······································································· 1-2 1.6 事業期間 ························································································· 1-2 1.7 納入物 ···························································································· 1-3 1.8 納入場所 ·························································································· 1-3

2. 国内における産業界の自主的安全性向上及び軽水炉安全技術開発等に係る取組の動向

に関する調査 ····························································································· 2.1-1 2.1 自主的安全性向上のための取組に関する動向 ········································ 2.1-1 2.2 軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組に関する動向 ···························· 2.2-1 2.3 人材の維持・発展に係る取組に関する動向············································ 2.3-1

2.3.1 人材育成に関する施策の方針 ························································ 2.3-1 2.3.2 人材育成に関する特徴的な取組 ····················································· 2.3-6

3. 諸外国における取組の動向に関する調査 ··················································· 3.1-13.1 自主的安全性向上のための取組に関する動向 ········································ 3.1-1

3.1.1 米国 ························································································· 3.1-1 3.1.2 英国 ························································································· 3.1-8 3.1.3 仏国 ························································································· 3.1-52

3.2 軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組に関する動向 ······························· 3.2-1 3.2.1 米国 ························································································· 3.2-10 3.2.2 英国 ························································································· 3.2-19 3.2.3 仏国 ························································································· 3.2-20 3.2.4 国際機関（IAEA） ····································································· 3.2-21

3.3 人材の維持・発展に係る取組に関する動向············································ 3.3-1 3.3.1 米国 ························································································· 3.3-1

ii

3.3.2 英国 ························································································· 3.3-8 3.3.3 仏国 ························································································· 3.3-21 3.3.4 独国 ························································································· 3.3-42 3.3.5 ロシア ······················································································ 3.3-44 3.3.6 地域（欧州） ············································································· 3.3-62

4. まとめ ································································································ 4-1 添付資料 原子力の自主的安全性向上に関する WG 配布資料、議事要旨、議事録

iii

略 語

ABWR Advanced Boiling Water Reactor 改良型沸騰水型原子炉

ACNW Advisory Committee on Nuclear Waste 放射性廃棄物諮問委員会（NRC）

ACRS Advisory Committee on Reactor Safeguards 原子炉安全諮問委員会（NRC）

AEC Atomic Energy Commission 原子力委員会（NRCの前身）

AFW Auxiliary Feedwater 補助給水

AIF Atomic Industrial Forum 原子力産業会議

ALARP As Low As Reasonably Practicable 合理的に実行可能な限り低く

ANEC American Nuclear Energy Council 米国原子力エネルギー協議会

ANS American Nuclear Society 米国原子力学会

ANSI American National Standards Institute 米国規格協会

AOT Allowed Outage Times 許容待機除外時間、許容取り外し期間

ASME American Society of Mechanical Engineers 米国機械学会

ASN Autorité de Sûreté Nucléaire 原子力安全規制機関（フランス）

BWR Boiling Water Reactor 沸騰水[型原子]炉

BWROG BWR Owners Group BWRオーナーズ・グループ

BWRVIP Boiling Water Reactor Vessel and Internals BWR炉容器及び炉内構造物プロジェクト Project

CAL Confirmatory Action Letter 確認措置レター

CCDP Conditional Core Damage Probability 条件付炉心損傷確率

CCF Common Cause Failure 共通原因故障

CCFP Conditional Containment Failure Probability 条件付格納容器破損確率

CDF Core Damage Frequency 炉心損傷頻度

CE Combustion Engineering, Inc. コンバッション・エンジニアリング社

CEA Commissariat à l'Energie Atomique 原子力庁（フランス）

CEO Chief Executive Officer 最高経営責任者

CFR Code of Federal Regulations 連邦規則（米国）

CSN Conseil de Surete Nucleaire 原子力安全会議（EDF）

CSNI Committee on The Safety of Nuclear 原子力施設安全委員会（OECD/NEA） Installations

iv

CST Condensate Storage Tank 復水貯蔵タンク

CV Containment Vessel 原子炉格納容器

DC Design Certification 設計証明

DC Direct Current 直流

DF Decontamination Factor 除染係数

DFI Demand for Information 報告徴収

DG Diesel Generator ディーゼル発電機

DHS Department of Health Services 保健省

DHS Department of Homeland Security 国土安全保障省（米国）

DSI Direction-Setting Issue 方針設定項目

EA Environmental Assessment 環境アセスメント

EC European Commission 欧州委員会

EDF Electricité de France フランス電力

EDG Emergency Diesel Generator 非常用ディーゼル発電機

EDMG Extensive Damage Mitigation Guideline 大規模損傷緩和ガイドライン

EDO Executive Director for Operations 運営総局長（NRC）

EEI Edison Electric Institute エジソン電気協会

EOP Emergency Operating Procedure 緊急時操作手順書

EP Emergency Plan 緊急時計画

EP Expert Panel 専門家パネル

EPIX Equipment Performance and Information 機器のパフォーマンス及び情報交換 Exchange

EPR European Pressurized Water Reactor 欧州型PWR

EPR Evolutionary Power Reactor 革新的原子炉（米国版EPR）

EPRI Electric Power Research Institute 電力研究所（米国）

EPZ Emergency Planning Zone 緊急時計画区域

ERDS Emergency Response Data System 緊急時対応データシステム

EU European Union 欧州連合

FCIX Fuel Cycle Information Exchange 燃料サイクル情報交換会議（NRC）

FCV Flow Control Valve 流量制御弁

FEMA Federal Emergency Management Agency 連邦緊急事態管理庁

v

FR Federal Register 官報

FSAR Final Safety Analysis Report 最終安全解析書

FV Fussel-Vesely 重要度の指標の一つ

GAO Government Accountability Office 政府説明責任局

GAO Government Accounting Office 会計検査院

GDF Gaz de France フランスガス公社

GPR Groupe Permanent Reacteur 原子炉担当常設グループ（フランス）

HSE Health and Safety Executive 保健安全執行部（英国）

IAEA International Atomic Energy Agency 国際原子力機関

ICRP International Commission on Radiological 国際放射線防護委員会 Protection

IDP Integrated Decision-Making Panel 統合意思決定パネル

IEEE Institute of Electrical and Electronics 米国電気・電子技術者協会 Engineers

IGSCC Intergranular Stress Corrosion Cracking 粒界応力腐食割れ

IMC Inspection Manual Chapter NRC検査マニュアル・チャプター

INPO Institute of Nuclear Power Operations 原子力発電運転協会

IP Inspection Procedure 検査手順書

IPE Individual Plant Examination 個別プラントの体系的安全解析

IPEEE Individual Plant Examination for External 外部事象に対するプラント個別解析 Events

IRRS Integrated Regulatory Review Servise 統合規制レビュー・サービス（IAEA）

IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté 放射線防護・原子力安全研究所（フランス） Nucléaire

ISA Integrated Safety Analysis 総合安全解析

ISG Interim Staff Guidance 暫定スタッフ・ガイダンス

ISI In-Service Inspection 供用（期間）中検査

IST In-Service Testing 供用（期間）中試験

LC License Conditions 認可条件（英国）

LCO Limiting Condition for Operation 運転制限条件

LERF Large Early Release Frequency 早期大規模放出頻度

LLTF Lessons Learned Task Force 教訓タスクフォース

vi

LOCA Loss of Coolant Accident 冷却材喪失事故

LRF Large Release Frequency 大規模放出頻度

LSS Low Safety/Risk Significant 安全上／リスク上の重要性が低い

METI Ministry of Economy, Trade and Industry 経済産業省

MOV Motor Operated Valve 電動弁

MOX Mixed (Uranium and Plutonium) Oxide Fuel 混合酸化物燃料

MPC Maximum Permissible Concentration 最大許容濃度

MSPI Mitigating System Performance Index 緩和系パフォーマンス指標

MW Mixed Waste 混合廃棄物

NEA Nuclear Energy Agency 原子力機関（OECD）

NEI Nuclear Energy Institute 原子力エネルギー協会

NEIL Nuclear Electric Insurance Limited 原子力発電共済保険

NIA Nuclear Industry Association 原子力産業協会（英国）

NISA Nuclear and Industrial Safety Agency 原子力安全・保安院（日本）

NML Nuclear Mutual Limited 原子力共済

NMSS Office of Nuclear Material Safety and 核物質安全・保障措置局（NRC） Safeguard

NPP Nuclear Power Plant 原子力発電所

NPRDS Nuclear Plant Reliability Data System 原子力プラント信頼性データシステム

NRC Nuclear Regulatory Commission 原子力規制委員会

NRR Office of Nuclear Reactor Regulation 原子炉規制局（NRC）

NSAC Nuclear Safety Analysis Center 原子力安全解析センター（EPRI）

NTTF Near Term Task Force 短期タスクフォース

NUMARC Nuclear Management and Resources Council 原子力管理人材協議会

OECD Organization for Economic Cooperation and 経済協力開発機構 Development

OL Operating License 運転認可

ONR Office for Nuclear Regulation 原子力規制局（英国）

OSART Operational Safety Review Team 運転安全評価チーム（IAEA）

OSHA Occupational Safety and Health Act 労働安全衛生法

OSHA Occupational Safety and Health 労働安全衛生局

vii

Administration

PCSR Pre Construction Safety Report 建設前安全報告書（英国）

PI Performance Indicator パフォーマンス指標

POSR Pre Operational Safety Report 運転前安全報告書（英国）

PRA Probabilistic Risk Analysis 確率論的リスク解析

PRA Probabilistic Risk Assessment 確率論的リスク評価

PSA Probabilistic Safety Analysis 確率論的安全解析

PSA Probabilistic Safety Assessment 確率論的安全評価

PSR Periodic Safety Review 定期安全レビュー

PWR Pressurized Water Reactor 加圧水型軽水炉

QA Quality Assurance 品質保証

QC Quality Control 品質管理

QHG Quantitative Health Guideline 定量的健康ガイドライン

RAI Request of Additional Information 追加情報要求

RAW Risk Achievement Worth リスク増加重要度

RCIC Reactor Core Isolation Cooling 原子炉隔離時冷却系（BWR）

RCPB Reactor Coolant Pressure Boundary 原子炉冷却材圧力バウンダリ

RCS Reactor Coolant System 一次冷却系、原子炉冷却系

RES Office of Nuclear Regulatory Research 原子力規制研究局（NRC）

RFS Règles Fondamentales de Sûreté 基本安全規則（フランス）

RI Radioisotope 放射性同位元素

RI Resident Inspector 常駐検査官

RI Risk-Informed リスク情報を活用した

RIR Risk-Informed Regulation リスク情報を活用した規制

RIS Regulatory Impact Survey 規制影響調査

RIS Regulatory Issue Summary 規制問題サマリー

RISC Risk-Informed Safety Class リスク情報を活用した安全クラス

ROP Reactor Oversight Process 原子炉監視プロセス

RRW Risk Reduction Worth リスク低減重要度

RWST Refueling Water Storage Tank 燃料取替用水タンク

SA Severe Accident シビアアクシデント、苛酷事故

viii

SAHARA Safety As High As Reasonably Achievement 合理的に達成可能な限り高い安全性

SAMG Severe Accident Management Guideline シビアアクシデント・マネージメント・ガ イドライン

SAP Safety Assessment Principles 基本安全原則（英国）

SAPHIRE System Analysis Program for Hands-on 実践的な総合信頼性評価用システム解析プ Integrated Reliability Evaluations ログラム

SAR Safety Analysis Report 安全解析書

SBO Station Blackout 全交流電源喪失

SDP Significance Determination Process 重要度決定プロセス

SECY Office of the Secretary 秘書室（NRC）

SER Safety Evaluation Report 安全評価報告書

SER Significant Event Report 重大事象報告（INPO）

SF Spent Fuel 使用済燃料

SFEN Societe Francaise d'Energie Nucleaire フランス原子力学会（フランス）

SFP Spent Fuel Pool 使用済燃料プール

SPAR Standard Plant Analysis Risk 標準プラント解析

SRM Staff Requirement Memorandum NRC委員会指示

SRP Standard Review Plan 標準審査指針（NUREG-0800）

SRV Safety Relief Valve 逃し安全弁

SSC Structure, System and Component 構築物、系統及び機器

SSE Safe Shutdown Earthquake 安全停止地震

STI Surveillance Test Intervals サーベイランス試験間隔

STP South Texas Project サウステキサス・プロジェクト原子力発電所

STUK Säteilyturvakeskus フィンランド放射線原子力安全庁

TAG Technical Assessment Guides 技術評価指針（英国）

TB Turbine Building タービン建屋

TECDOC Technical Document 技術文書（IAEA)

TI Temporary Instruction 暫定検査要領

TMI Three Mile Island スリーマイル・アイランド原子力発電所

TSN Transparency and Nuclear Safety Law 情報公開・原子力安全法（フランス）

TVO Teollisuuden Voima Oy TVO社（フィンランド）

ix

UAI Unavailability Index アンアベイラビリティ指標

UHS Ultimate Heat Sink 最終ヒートシンク

UK United Kingdom 英国

UNPOC Utility Nuclear Power Oversight Committee 原子力発電事業者監視委員会

URI Unreliability Index アンリライアビリティ指標

USCEA United States Council for Energy Awareness 米国エネルギー啓発協議会

VTT Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus フィンランド国立技術研究所

VVER Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor ロシア型加圧水型原子炉

WANO World Association of Nuclear Operators 原子力発電事業者国際協会

WENRA Western European Nuclear Regulators' 西欧原子力規制者会議 Association

WH Westinghouse Electric Company ウェスチングハウス・エレクトリック社

YVL Ydinvoimalaotosohjeet 安全指針（フィンランド）

x

1．はじめに

1.１ 事業名

平成 26 年度発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業（産業界の自主的安全性向

上及び軽水炉安全技術開発等に係る取組に関する動向調査） 1.2 事業目的

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、本年 4 月に閣議決定されたエネルギー

基本計画では、原子力事業者を含む産業界による自主的かつ不断に安全を追求する事業

体制の確立や安全文化の醸成、過酷事故対策を含めた軽水炉安全性向上に資する技術や

信頼性・効率性を高める技術等の開発、東京電力福島第-原子力発電所や今後増える古い

原子力発電所の廃炉を安全かつ円滑に進めるための高いレベルの原子力技術・人材の維

持・発展、周辺国の原子力安全の向上に貢献できる原子力技術・人材の維持・発展等が

必要であるとされた｡ 現在、産業界による自主的安全性向上のための取組や、軽水炉の安全性向上に向けた

技術開発等の取組等が行われているが、以上のような方針を踏まえ、我が国全体として、

これらの取組が有効かつ効果的に実施されるよう、国、事業者、メーカー、研究機関、

学会等関係者間の役割分担を明確化し、重畳を廃した最適な取組が進められることが必

要である｡ 本事業では、国内外の関係機関による軽水炉の安全性向上に貢献する技術・人材の維

持・発展に向けた取組や、産業界が行う自主的安全性向上に係る取組について情報収集・

分析を行うことによって、我が国全体として関係者の取組を効率的に進めるための方針

についての検討や、今後の政策立案に役立てることを目的とする。

1.3 事業内容

(1) 国内における産業界の自主的安全性向上及び軽水炉安全技術開発等に係る取組の動向

に関する調査 国内の関係機関における自主的安全性向上のための取組や軽水炉安全技術・人材の維

持・発展に係る取組に関する動向を調査し、整理すること｡ (2) 諸外国における取組の動向に関する調査

1-1

諸外国の関係機関における自主的安全性向上のための取組や軽水炉安全技術・人材の

維持・発展に係る取組に関する動向を調査し、整理すること｡調査対象国は、先進的な事

例を有する米国、仏国等とする｡ 1.4 実施方法

1.3.(1)の調査については、企業、研究機関、学会、規制当局等の各機関の公表資料及び

新聞等のメディアからの情報収集や各種取組動向の実態把握を行う｡ 1.3.(2)の調査については、諸外国の政府機関、議会、企業、研究機関、シンクタンク、

その他の有識者等による評価・見解等について、公表資料及び新聞等のメディアからの

情報収集や各種取組動向の実態把握を行う｡ これらの情報収集の際には、必要に応じて、関係者から直接聞きとりを行う等、実態

を把握するのに適した方法で情報収集を行い、その結果を基に調査・分析を行う｡また、

必要に応じて、米国等で開催される国際会議に有識者とともに参加し、情報収集を行う｡ より詳細な調査等が必要となる場合には、専門性を有する調査機関へ再委託すること

も含めて対応する。これらの調査については、その詳細内容等について資源エネルギー

庁と協議の上、実施する｡ 上記の調査に加えて、資源エネルギー庁と調整の上、各国の政府機関、企業、研究機

関等から国内外の有識者を招碑(海外有識者は米国、仏国等より計 2 回程度、各回 1 名程

度)する｡有識者の招碑にかかる旅費・通訳手配・議事録作成等の一連の経費は本調査から

支出する｡

1.5 報告及び報告書の作成

1.4 の調査結果について、資源エネルギー庁に対して定期的に報告を行う(月に 2 回程度)

ほか、状況に応じた報告を適宜行った上で、調査結果を報告書として取りまとめて提出す

る｡なお、報告内容の原文が外国語である場合には、当該内容の和訳を添付する｡ 1.6 事業期間

委託契約締結日から平成 27 年 3 月 31 日まで

1-2

1.7 納入物

調査報告書の電子媒体（CD-R）一式

1.8 納入場所

資源エネルギー庁 電力・ガス事業部 原子力政策課

1-3

2. 国内における産業界の自主的安全性向上及び軽水炉安全技術開発等に係る

取組の動向に関する調査 2.1 自主的安全性向上のための取組に関する動向

2.1.1 事業者各社における取組

国内における自主的安全性向上のための取組に関する動向を取りまとめた結果を表

2.1.1-1 に示す。（弊社の調査結果は第 2 回 WG 資料とほぼ同様であるが、より正確性を期

して第 2 回 WG の資料を示す。）

2.1.2 その他の取組み

第 5 回 WG において、メーカー（三菱重工）、電力中央研究所 NRRC、JANSI における

取組が紹介された。

2.1-1

表 2.1.1-1 自主的安全性向上の取組一覧（1/3）

2.1-2

表 2.1.1-1 自主的安全性向上の取組一覧（2/3）

2.1-3

表 2.1.1-1 自主的安全性向上の取組一覧（2/3）

2.1-4

2.1.2 緊急時計画

以下に、国内の原子力事業者における緊急時に対する取り組みを、（オンサイト－オフサ

イト）、（平時－緊急時）に分類して例示する。 (1) オンサイト対策

(i) 平時

• 原子力事業者防災計画の作成、変更時の国への報告、国により計画が不十分とされた

場合の修正 • 原子力総合防災訓練への参加、防災活動の各要素毎の定期的な訓練の実施、訓練結果

の国への報告と要旨の公表 • 敷地境界付近の放射線測定設備の設置・点検・整備 • 原子力防災資器材の確保・点検・整備 • 緊急事態応急対策等の活動で使用する施設の整備（緊急時対策所、集合退避場所、緊

急医療処置室、本店緊急時対策室、原子力事業所災害対策支援拠点など） • 緊急事態応急対策等の活動で使用する設備の整備（気象観測設備、SPDS、ERSS 放

送設備など） • 原子力防災教育（原子力防災組織、本店原子力緊急時対策本部など構成員への教育） • 原子力防災訓練（発電所主催）の実施 • 関係機関（国、地方自治体、消防警察など防災関係機関など）との間で原子力防災情

報の収集・提供など相互連携の確認強化 • 原子力緊急事態支援組織との連携強化

(ii) 緊急時

• 放射性物質の放出源情報の把握と緊急時モニタリングセンターへの情報提供 • 原子力防災体制の発令 • 原子力防災組織の立ち上げ • 関係機関（国、地方自治体、NRA その他）への事象発生の通報 • オンサイトにおける事故の発生・拡大及び復旧のための措置の実施と • 緊急事態活動に参加しない者、訪問者などの退避誘導、発電所内入域制限 • 発電所内・敷地周辺における放射線及び放射の測定（発電所緊急時モニタリング）、

放射能影響範囲の推定 • 消火活動、緊急医療、負傷者の応急措置や除染の実施 • 発電所内での汚染拡大防止・防護措置の実施

2.1-5

(2) オフサイト対策

(i) 平時

• 国または地方自治体主催の原子力防災訓練計画の策定に協力。要員派遣、資器材貸与

など訓練実施に参画 (ii) 緊急時

• 国及び地方自治体等への緊急事態の通報と防護措置の提案 • 地方自治体の緊急時対応の支援（原子力防災要員の派遣、防災資機材の貸与 等） • オフサイトにおける放射線モニタリングへの協力 等 • 原子力防災センターへ要員を派遣し発電所の状況、応急措置内容など周辺住民への正

確かつ詳細な情報を随時提供、プレス発表などの実施 • 派遣先の要請に応じて要員の派遣及び防災資器材の貸与

2.1-6

2.1.3 主な参考文献

・電気事業連合会（2014）「原子力の自主的安全性向上の取組一覧」総合資源エネルギー調

査会 自主的安全性向上・技術・人材 WG 第２回会合 資料６、平成 26 年 10 月 28 日 ・関西電力株式会社「高浜発電所 原子力事業者防災業務計画」平成 25 年 3 月

2.1-7

2.2 軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組に関する動向

2.2.1 民生用原子力研究開発ワーキンググループ（CNWG）

日本における軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組の一例として、日米二国間委員会の下

の民生用原子力研究開発ワーキンググループ（Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group: CNWG）における米国との研究開発協力の取組が挙げられ

る。CNWG においては、民生用原子力の研究開発に関し、軽水炉、先進炉、核燃料サイク

ル・廃棄物管理の分野における日米協力についての協議が行われている。 今年の CNWG（第 3 回会合）は、2015 年 1 月 27 日（火）～29 日（木）の日程で、イ

リノイ州 Argonne 国立研究所内で開催され、PRA の研究開発協力等に関する議論が行われ

た。

2.2-1

2.2.2 主な参考文献

・日本原子力学会（2012）「セラミック材料の先進原子力システムへの応用」研究専門委員

会完了報告

2.2-2

2.3 人材の維持・発展に係る取組に関する動向

2.3.1 人材育成に関する施策の方針

2006 年 9 月以降、産官学の連携の下、 わが国の原子力分野の人材育成に係る課題につ

いての検討がなされた。この結果、わが国全体として整合性の取れた人材育成システムの構

築が必要（ネットワーク化、ハブ化、国際化を目指す）であるとの結論を得た。これを受け、

2010 年 11 月、原子力人材育成ネットワークが設立された。 第 4 次エネルギー基本計画（2014 年 4 月閣議決定）においても、原子力技術・人材の維

持・発展を図る必要性が示されている。 ○ 東電福島第一原発の廃炉や、今後増えていく古い原発の廃炉を安全かつ円滑に進めて

いくためにも、高いレベルの原子力技術・人材を維持・発展することが必要である。

また、世界の原子力利用が拡大する中、我が国は、事故の経験も含め、安全や核不拡

散及び核セキュリティ分野での貢献が期待されており、周辺国の原子力安全を向上す

ること自体が我が国の安全を確保することとなるため、高いレベルの原子力技術・人

材を維持・発展することが必要である。 ○廃炉が円滑かつ安全に行われるよう、廃炉の工程において必要な技術開発や人材の確保

などについても、引き続き推進していく。

（1） 課題認識 (i) 原子力を志望する学生・若手研究者が減少傾向にある。

○原子力関係学科の推移 学科数は昭和55年ごろまで増加しその後15年間は現状維持をしていたがその後平成

16 年度まで減少傾向となった。 昭和 59 年度、平成 16 年度、平成 24 年度の大学、大学院の学科数と定員を比べると 学科では平成 16 年度までは減少傾向が続いたが、その後、原子力重要性が再認識さ

れ平成 24 年度学科数が増加した。 入学定員数でも原子力関係学科の増加に伴い、平成 16 年度以降増加 （ただし、平成 24 年度での学科数、定員は昭和 59 年度の状態には戻っていない。ま

た、福島第一事故の影響がでてくる可能性がある）

○原子力関係学科等の学生動向

2.3-1

・平成 20 年度以降のデータで大学、大学院の志願者数、入学者数は平成 20 年度から

22 年度まで上昇したが、23 年度、24 年度と前年比較で全体として減少に転じてい

る。 ・平成 24 年度の志願者数は、平成 23 年度に比べ、学部で 1 割減、トータルでも 1割減。中には半減した大学も。

・平成 24 年度の入学者数も、平成 23 年度に比べ、学部で 2 割減、トータルでも約 1割減。

・東電福島事故の影響は大学院進学者よりも大学進学者の進路選択に大きく影響。

○原子力関係企業の合同就職説明会の参加者数の推移 ・平成 18 年度以降のデータで平成 18 年度から 22 年度までは上昇傾向であったが平

成 23 年度は一転して激減した（平成 22 年度の 26%）。 ・原子力以外の産業への就職が可能な電気、機械の現象が著しい。

(ii) 原子力技術者、研究者の減少と高齢化への対応が必要 JAEA の職員数は平成 8 年度からのデータでは平成 21 年度まで年々減少している。

福島第一事故の影響もあり、志望者の減少が予想される。原子力の安全性向上には、

安全に関する研究開発が重要なことから、人材の確保が重要となる。 ・JAEA の研究系職員の年齢構成をみると平均年齢は 43.4 歳であるが、36 歳から 40歳の層が人数的にピークであり、それ以下の層は若い層ほど人数が少ない。また、

25 歳以下は 0 人である。（平成 22 年のデータによる） ・JAEA の技術系職員の年齢構成をみると、平均年齢は 44.8 歳であるが、50 歳台が

40%弱を占め、51 歳から 55 歳の層が人数的にピークである。それ以下の層は若い

層ほど人数が少ない。10 年後には職員の著しい減少が見込まれるため、早期に人材

を確保することが重要である。 この課題は産業界（電力会社、メーカー）についても同様のことが言える。

(iii) 原子力関係者の育成プログラムとキャリアパスの確立が必要 1.とも関連するが原子力を志望する学生・若手研究者が今後のキャリアパスを描きな

がら、やりがいをもって学習、研究に取り組み、育成される人材が国内外の多様な期

間で活躍できるようにする必要がある。その為には JAEA その他機関のこれまでの経

験や既存施設の活用も含め、必要な育成プログラムを検討することが必要

(iv) 若い世代への技術伝承が重要 ・PWR では平成 4 年の玄海 4 号機建設開始から平成 16 年の泊 3 号機建設開始まで

新規プラントの建設開始が行われなかった。更にその後は新規プラントの建設は行

2.3-2

われていない。 ・新たな建設プラントが減少する中で、福島第一事故の影響により今後 PWR、BWRとも新規プラントの建設のめどがつかなくなっている状況である。

・継続的な国内建設の受注があったため、各建設工程における専門業務が継続的に発

生し、経験の蓄積・維持、若い世代への技術の伝承が成されてきたが、現状では難

しくなってきている。 上記の対応として原子力プラントの海外展開や原子力協力の拡大を通じてプラント

設計、機器製造、建設等の「生きた仕事」に取り組む機会を確保し、幅広い経験を有

する人材の育成・を行う必要がある。

(v) 福島第一事故への対応に必要な人材育成が必要 除染技術の開発、廃止措置技術、原子炉施設の安全性向上、放射性廃棄物の処理処分

等の分野では新たな知見・技術への期待・必要性が高まっている。"

(vi) 海外、国際的に活躍できる人材の育成が必要 ・原子力の海外展開にあたってグローバルな人材が不足している。 ・国際機関、国際会議の場で活躍できる人材を育成する必要がある。

（2） 産官学共同の取組 (i) 産学官の連携 原子力人材育成ネットワーク （目的）

産学官の原子力人材育成関係機関が相互に協力し、我が国全体で一体となった原子

力人材育成体制（プラットホーム）を構築することにより、各種の原子力人材育成

事業・活動等を効率的かつ効果的に推進し、以下の目標の達成を図ることを目的と

している。 ① 今後の我が国の原子力界を支える人材の確保 ② 国際的視野を持ち、世界で活躍できる高い資質を有する人材の育成 ③ 海外の新規原子力導入国における人材育成支援の推進 ④ 学生等の原子力志向の促進 ⑤ 原子力に係る社会的基盤の整備及び拡大

（参加機関） 大学、電気事業者等（電気事業連合会を含む）、原子力関連メーカー、研究機関・

学会（日本原子力研究開発機構、放射線医学総合研究所、日本原子力学会）、原子

力関係団体（日本原子力産業会議、エネルギー総合工学研究所、海外電力調査会、

原子力安全推進協会等）、国家行政機関（文部科学省、内閣府、外務省、経済産業

省、環境省等）、都道府県・市町村（青森県、大洗町）

2.3-3

中核組織：日本原子力研究開発機構、日本原子力産業協会

（事業内容） ネットワーク参加機関及び既存の個別原子力人材育成関連事業との情報共有、相互

協力を実施するとともに、以下のような機関横断的な事業に取り組んでいる。 ① 国内外の関係機関との連携協力関係の構築 ② 会員への連携支援 ③ 国内外への広報 ④ 国際ネットワークの構築 ⑤ 会員間の横断的な人材育成活動の企画・運営 ⑥ 海外支援協力(主に新規原子力導入国)の推進 ⑦ その他原子力人材育成に関する事業

(ii) 平成 26 年度の国の人材育成実施計画例 ○原子力発電所安全管理等人材育成事業（経済産業省） アジア諸国等において、原子力発電の導入・拡大が計画されており、とりわけ、原子

力発電所の運転、保守管理等を行う人材の育成が必要となっている。本事業は、原子

力安全に関する研修等を行うことにより、これら国々の原子力発電所の安全性向上に

寄与することを目的とする。 ベトナムを対象に、原子力発電所の安全運転管理等に携わる、又は将来携わる予定の

者を対象に、我が国国内での研修及び現地での専門家によるセミナー等の実施により

人材育成事業を行う。 予算規模：平成 26 年度８４，２６０，０００円

○安全性向上原子力人材育成委託事業（経済産業省） 東京電力(株)福島第一原子力発電所やその他の原子力施設の廃止措置、確率論的リス

ク評価（ＰＲＡ）等の客観的・定量的なリスク評価の実施、世界の原子力安全の向上

への積極的貢献等将来に向けた人材育成に係る取組、最高水準の原子力安全の実現へ

の専門的人材の確保に係る取組を行う事業者を募集。 予算規模：500 万円程度を数件

○国際原子力人材育成イニシアティブ（文部科学省） 補助対象は大学，高等専門学校，大学共同利用機関法人，独立行政法人，公益法人又

はその他法律に規定されている法人で、関係機関の連携による人材育成事業又は多数

の期間に所属する研究者、学生(外国人を含む）を対象とした人材育成

2.3-4

平成 26 年度は、採択予定件数は 3-5 件で、3 年以内、初年度約 2000 万円（その後減

額

○原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ(文部科学省） 我が国における原子力研究の裾野をひろげ、効率的・効果的に基礎的・基盤的研究の

充実を図るため、政策ニーズを踏まえたより戦略的なプログラム・テーマを設定し、

競争的環境の下に研究を推進することを目的とする競争的資金として、平成 20 年度

に創設した制度。 平成 26 年度予算規模テーマ 1 及びテーマ 2 年間 2,000 万円以内（1 課題あたり） テーマ 3 及びテーマ 4 年間 1,000 万円以内（1 課題あたり） 採択予定課題数：計 8 件程度 ① 戦略的原子力共同研究プログラム 【テーマ 1】原子力利用に係る安全性向上のための基礎基盤研究

② 復興対策基礎基盤研究プログラム 【テーマ 2】放射線影響・低減に係る基礎基盤研究

③ 日英原子力共同研究プログラム 【テーマ 3】シビアアクシデント分析共同研究 【テーマ 4】環境安全性共同研究

2.3-5

2.3.2 人材育成に関する特徴的な取組

(1) 一般社団法人海外電力調査会の原子力安全に関する海外との技術協力

原子力安全の確保は世界的課題であり、我が国でも国際機関を通じた活動や二国間協定等

において、世界的な原子力安全の確保・向上のための活動が積極的に進められている。こう

した国際的な協力を強化するため、補助・委託事業等により昭和 60 年度から事業を実施。 平成 25 年度に実施した｢原子力発電所安全管理等人材育成事業｣は、対象国（中国、ベトナ

ム及びリトアニア）に対して我が国での研修生受入れを以下の 3 項目に分類した 8 コース

と、専門家派遣によるセミナー(ベトナム及びリトアニア向け)を年 3 回開催。 ① 課題解決型交流コース（中国向け 3 コース） ② 中級者向け研修コース（ベトナム向け 4 コース） ③ リトアニア向け研修コース（リトアニア向け 1 コース）

(2) 原子力関連メーカー

社員の人材育成として OJT を中心にして対応しているが、研修コースを設定し、自らの

施設等で研修を行っている。 例えば東芝では原子力特有の教育項目として以下のものを示している。

・原子力事業部専門教育 ・ハードウエアに触れる教育（ポンプ、バルブ、溶接等の基本技能研修） ・安全文化教育、コンプライアンス教育、技術者倫理教育 ・品質管理関係教育（ＡＳＭＥ、品質管理システム等） ・現地品質安全教育

2.3-6

2.3.3 主な参考文献

・総合資源エネルギー調査会 原子力小委員会第４回会合 資料８「原子力人材育成ネット

ワークの取り組み」、2014 年 8 月 7 日、日本原子力産業協会（服部拓也（原子力人材育成

ネットワーク運営委員会委員長）） http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denkijigyou/genshiryoku/pdf/004_08_00.pdf

・総合資源エネルギー調査会 原子力小委員会第４回会合 資料５「原子力の自主的安全性

の向上、技術・人材の維持・発展について」、平成２６年８月、資源エネルギー庁 ・原子力人材育成の現状と 文部科学省の取組みについて

http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2012/siryo47/siryo1-2.pdf ・原子力人材・技術基盤について

http://www.aec.go.jp/jicst/NC/tyoki/sakutei/siryo/sakutei14/siryo3.pdf ・原子力人材・技術の維持・強化策 平成 24 年 11 月経済産業省、文部科学省

http://www.cas.go.jp/jp/seisaku/npu/policy09/pdf/20121127/shiryo3-1.pdf ・原子力人材育成ネットワーク（HP） http://jn-hrd-n.jaea.go.jp/about.php

平成 26 年度原子力人材育成ネットワーク年間活動予定表 http://jn-hrd-n.jaea.go.jp/material/common/annual_schedule.pdf

・平成 26 年度原子力発電所安全管理等人材育成事業の企画競争による委託先の公募につい

て（経産省）http://www.enecho.meti.go.jp/appli/public_offer/140214p/ ・平成 26 年度安全性向上原子力人材育成委託事業に係る委託先の公募について(経産省）

http://www.enecho.meti.go.jp/appli/public_offer/1405/140529a/ ・平成 26 年度「国際原子力人材育成イニシアティブ事業（原子力人材育成等推進事業費補

助金）」の公募開始 http://www.mext.go.jp/b_menu/boshu/detail/1346499.htm

・平成 26 年度国家課題対応型研究開発推進事業「原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ」

「原子力システム研究開発事業」の公募開始について http://www.mext.go.jp/b_menu/boshu/detail/1347081.htm

・敦賀総合研修センター公開研修コース（HP) http://www.japc.co.jp/tsuruga-training/index.html

・一般社団法人海外電力調査会（HP） http://www.jepic.or.jp/act/inter/inter03.html

・東芝の原子力人財育成・確保への取り組み http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2010/siryo10/siryo3-2.pdf

2.3-7

3. 諸外国における取組の動向に関する調査

3.1 自主的安全性向上のための取組に関する動向

3.1.1 米国

(1) 自主的安全性向上

(i) 原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組みを含む）

a. 原子力発電運転協会(INPO)

産業界の組織である原子力発電運転協会(INPO)は、原子力事業者のリーダーに対して、

経営幹部及び上級管理職は原子力安全の主導的な支持者であること、その言動において安

全性に深く関与していることを明確に示すこと、と指摘している。 また意思決定においては、安全第一を反映した意思決定をすること、職員は意思決定に

おいて体系的かつ正確であること、幹部職員は保守的な決定を強化すること、と指摘とし

ている。

(2) PRA の活用

(i) 制度・組織

NRC は 1984 年頃から「安全上重要でない要件の削除プログラム」を通して規制緩和を

行ってきたが、中でも重要とされたものがリスク情報に基づく知見の活用であった。これ

らを背景に、リスク見直し研究（NUREG-1150）や個別プラントの体系的安全解析／外部

事象に対する個別プラントの体系的安全解析（IPE／IPEEE）が実施された。

PRA を規制により反映させていこうという方向性は、1995 年に公表された「PRA 手法

の活用に関する政策声明書」で打ち出された。これにより、保守規則の中でリスク情報を

活用する項が追加された。 このような背景の下、プラント個別の申請／承認という形で、認可ベース（供用中検査

／供用中試験（ISI／IST）プログラム、Tech.Spec 等）を、PRA を用いて見直す活動が実

施された。また、そのためのガイダンス類が 1998 年に整備された。 (ii) 実施例

a. リスク情報を活用した構築物・系統及び機器（SSC）再分類

1999 年 7 月 13 日、South Texas Project-1/2（WH-PWR）は、安全関連ではあるが、安

全上／リスク上の重要性が低い、またはリスク上重要でない機器について、複数の規制の

3.1-1

対象外にしたいとする免除申請を行った。NRC は本申請を条件付で、2001 年 8 月 3 日付

で承認した。 South Texas Project-1/2 の設置者は、上記申請書更新版において、以下のことが期待で

きるとしている。 ・より多くのリソースを安全性／リスクに集中させることにより、安全性が向上する ・機器の更新費用や管理手続きの効率化・迅速化により、年間 200 万ドル以上のコスト

が低減される。 米国のプラントにおける冗長系の設計の主流は（N+1）（安全が確保できる安全系機器の

数に対して、冗長（予備）系を 1 系統設置）である。しかしながら、South Texas Projectでは、冗長（予備）系を 2 系統設置している（N+2）。このため、米国内の他のプラントと

比較して「安全系の冗長系が他プラントよりも 1 系統多い」設計となっている。 South Texas Project が 1999 年に申請した SSC 再分類は 2001 年に承認された

b. リスク情報を活用した供用期間中試験（RI-IST）

1995 年 11 月 27 日、Comanche Peak-1/2（WH-PWR）は、弁及びポンプの試験頻度を

リスクの観点から見直して最適化を行い、変更申請を行った。NRC は、本申請を 1998 年 8月 14 日付で承認した。

EPRI は、RI-IST プログラムによる潜在的利益として、試験頻度の低減による被ばく及

びコストの低減等を挙げている。 c. リスク情報を活用した供用期間中検査（RI-ISI）

1997 年 10 月 31 日、Surry-1（WH-PWR）は RI-ISI の導入に関する申請を行なった。

NRC は、本申請を 1998 年 12 月 16 日付で承認した。リスク評価により、RI-ISI プログラ

ムの導入によるリスクの低減は炉心損傷頻度（CDF）で 7E-6～6E-7／炉年、早期大規模放

出頻度（LERF）で 5E-7～2E-7／炉年と見積もられた。 d. リスク情報を活用した Tech.Spec.の変更

近年産業界では、PRA に基づいた Tech.Spec.（我が国の保安規定に相当）の運転制限条

件（LCO）に含まれる許容待機除外時間（AOT）やサーベイランス試験間隔（STI）の緩

和申請が行われている。また NRC も、リスク情報を活用した規制要件を確立する作業を進

め、その一環としてリスク情報を活用した Tech.Spec.の変更に関するガイダンスを公表し

ている。

3.1-2

(3) 緊急時計画

(i) 緊急時計画に関与する組織（事業者以外）

a. NRC

NRC は、サイト内での連邦議会の対応の技術的方針を決める責任がある。「技術的」と

は、放射線モニタリング、評価及び報告、最新の技術による放射能汚染の影響の管理・予

防及び防護措置を指している。 b. FEMA

FEMA は、州政府機関との連絡係としての役割を果たし、連邦政府機関の対応での非技

術的な側面を管理する。「非技術的」とは、輸送、意思伝達、連邦機関及び州／地方の対応

措置への協力といった連邦機関及び州／地方機関への協力を指している。 c. DOE

DOE は、連邦放射線モニタリング評価センター（FRMAC：Federal Radiological Monitoring and Assessment Center）を通じて、サイト外でのモニタリング、評価、連邦

政府による措置の評価・報告の実施について調整を行う。 (ii) 事故の状況把握と事故収束

EAL が警戒態勢以上の場合、設置者は、プラント状態データをリアルタイムで NRC に転送する緊急時対応データシステム（Emergency Response Data System：ERDS）を起動

する。ERDS は、NRC が緊急時にプラント状態をモニターできるように、タイムリーでか

つ正確なプラント情報をプラント側の計算機から NRC のオペレーション・センター

（Maryland 州 Bethesda）にリアルタイムで伝送するシステムである。

ERDS で伝送されるパラメータは、以下の分野のものである。 - 炉心及び冷却系の状態（炉心損傷の程度またはその可能性の評価に必要） - 格納容器建屋内部の状態（格納容器破損の可能性とその影響の評価に必要） - 放射能放出率（公衆への危険性の程度を評価するために直ちに必要） - 気象観測データ（放出があった場合、公衆への影響評価に必要）

(iii) NRC 及び地方自治体に対する緊急事態発生の通報

設置者は、EAL（緊急時アクションレベル） を宣言した後、15 分以内に州・地方自治

体に、1 時間以内に NRC に通報する。NRC への通報には専用電話回線である緊急時通報

システム（Emergency Notification System：ENS）を使用する。

3.1-3

(iv) 福島第一発電所事故を踏まえた対策

福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、必要に応じて以下に示す FLEX 戦略及び地域対

応センター（福島第一発電所事故教訓を踏まえて設立）を活用することとなった。

a.FLEX 戦略

福島第一発電所事故教訓を踏まえ、設計基準を超える外部事象に対する緩和戦略として、

可搬式機器等を用いた炉心冷却、格納容器健全性、使用済燃料プール冷却機能の維持・復

旧を目的とする「FLEX 戦略」が考えられている。以下の 3 段階の戦略からなる。 フェイズ1 サイト内の恒設設備を用いた戦略 フェイズ2 サイト内の可搬式機器を用いた戦略 フェイズ3 サイト外の可搬式機器を用いた戦略

b.地域対応センター（RRC）

FLEX 戦略実施に用いる機器を保管する RRC をオフサイトに設置し、緊急時に必要に応

じて RRC からオンサイトへ機器を搬送する。 RRC：オフサイト・リソースを管理するための施設（全米2か所） RRCで管理されるリソース

- 可搬式発電機 - 可搬式高圧注水ポンプ - 可搬式低圧注水ポンプ - ディーゼル駆動燃料輸送ポンプ - ディーゼル駆動燃料タンク - ケーブル - ホース 等

SAFER（Strategic Alliance for FLEX Emergency Response）（RRC内の機器を

管理、搬送） PEICo(Pooled Equipment Inventory Company)とAREVA社が結んでいる提携。

SAFERチームには、PEICo及びAREVA社の職員が所属している。 PEICoとは、原子力事業者が利用する機器を共有するためのプログラムである

PIM(Pooled Inventory Management) プログラムの管理やRRCに保管されてい

る機器の管理をしている会社。 SAFERチームは、RRCに保管されている緊急時対応に必要な機器を管理し、

原子力発電所の緊急時においてRRCから必要な機器を搬送する役割がある。事業

者は、SAFERと契約しているため、PEICoがRRCに保管される機器を各サイトに

搬送できる仕組みになっている。 その他、SAFERチームには以下のような役割がある。

3.1-4

- 対応機器の保守・試験 - サイトごとの機器配備の計画策定支援 - 緊急時のサイト内支援

RRCへの通知後の対応におけるタイムライン （0 時間）RRCへの通知 （2 時間以内）動員 （4 時間以内）オフサイト・ステージング・エリアへの機器輸送を開始 （20 時間以内）オフサイト・ステージング・エリアへ機器が到着し、対応準備

を開始 （22 時間以内）オンサイト・ステージング・エリアへの機器の輸送 （24 時間以内）サイト内へ機器が到着し、据付準備

3.1-5

(4) 主な参考文献

・49 FR 39066, Public Notice of Availability of Program Plan to Review Effectiveness of LWR Regulatory Requirements in Limiting Risk, October 3, 1984

・ NRC (1986) NUREG/CR-4330, Review of Light Water Reactor Regulatory Requirements

・NRC (1990) NUREG-1150, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants

・NRC (1997) NUREG-1560, Individual Plant Examination Program: Perspectives on Reactor Safety and Plant Performance

・ NRC (2002) NUREG-1742, Perspectives Gained from the Individual Plant Examination of External Events (IPEEE) Program

・60FR42622, Use of Probabilistic Risk Assessment Methods in Nuclear Regulatory Activities; Final Policy Statement", August 16, 1995

・10 CFR 50.65 Requirements for monitoring the effectiveness of maintenance at nuclear power plants

・NRC (1998) Regulatory Guide 1.174, An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis

・ NRC (2001) South Texas Project, Units 1 and 2 - Safety Evaluation on Exemption Requests from Special Treatment Requirements of 10 CFR Parts 21, 50, and 100 (TAC NOS. MA6057 and MA6058), August 3, 2001

・STP Nuclear Operating Company (2000) Revised Request for Exemption to Exclude Certain Components From The Scope of Special Treatment Requirements Required by Regulations, August 31, 2000

・JNES (2010) 原子力の安全規制の最適化に関する研究会発表会、～～ 新検査制度の定着

と今後の課題～～、運転中保全の適用検討 ・日本機械学会（2010）原子力の安全規制の最適化に関する研究会、第 7 次海外調査報告、

（米国 OLM 調査） ・NRC (2001) South Texas Project, Units 1 and 2 - Safety Evaluation on Exemption

Requests from Special Treatment Requirements of 10 CFR Parts 21, 50, and 100 (TAC NOS. MA6057 and MA6058), August 3, 2001

・TXU Electric (1999) Comanche Peak Steam Electric Station (CPSES) Docket Nos. 50-445 and 50-446 Risk Informed Inservice Testing (TAC NOS. M94165, M94166, MA2040, and MA2041), November 23, 1999

・EPRI (2000) Lesson Learned from Implementing RI-ISR Programs,

3.1-6

・Virginia Electric and Power Company (2002) Surry Power Station Unit 1 Fourth Interval Inservice Inspection Program, December 12, 2002

・NRC (1998) Letter to Mr.J.P.O’Hanlon, Virginia Electric and Power Company, “North Anna Power Station, Units 1 and 2 – Issuance of Amendments Regarding a Proposed Technical Specification Change on Emergency Diesel Generator Allowed Outage Time (TAC Nos. M93415 and M93416)”, August 26, 1998

・NRC (1994) Letter for William T.Cottle, Houston Lighting & Power Company, from Suzanne C.Black, NRC, subject on Issuance of Amendment Nos.59 and 47 to Facility Operating Licenses Nos. NPF-76 and NPF-80 and related Relife Requests - South Texas Project, Units 1 and 2 (TAC Nos. M76048 and M76049), February 17, 1994

・NRC (1998) Regulatory Guide 1.177, An Approach for Plant-Specific, Risk-Informed Decisionmaking: Technical Specifications

・NEW YORK STATE RADIOLOGICAL EMERGENCY PREPAREDNESS PLAN FOR COMMERCIAL NUCLEAR POWER PLANTS , March 2011.

(http://www.dhses.ny.gov/oem/radiological/documents/REP-Plan-Sections-I-through-IV.pdf)

・NUREG-1395, Rev.1, "Emergency Response Data System(ERDS) Implementation", June 1991.

・Regional Response Center Facts (http://www.nei.org/CorporateSite/media/filefolder/Backgrounders/Fact-Sheets/Regional-Response-Center-Fact-Sheet.pdf?ext=.pdf)

・NEI /INPO: Enhanced Emergency Response Capabilities (http://www.nationalrep.org/2014Presentations/Session%2017_2014_NREP_NEI-INPO%20Presentation.pdf)

・NUREG-1395, Rev.1, "Emergency Response Data System(ERDS) Implementation", June 1991.

・ANS Conference, 2014 Winter Meeting and Nuclear Technology Expo, November 9-13, 2014, Disneyland Hotel Anaheim, CA

3.1-7

3.1.2 英国

(1) 自主的安全性向上

(i) 原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組みを含む）

a. EDF エナジー

EDF エナジーは、仏国 EDF 社による 1999 年の London Electricity 買収を皮切りに 2002

年までに計 7 社を買収・合併して設立された。2009 年には British Energy を買収した。

EDF エナジーは仏国の EDF の子会社であり、EDF グループ全体共通の原子力安全ポリ

シーのもとに、安全を最優先する姿勢で安全確保に取り組んでいる。その実施状況は、グ

ループ大の安全政策の実施状況を第三者的に監査する原子力安全・放射線防護監査官

（IGSNR）が、毎年、各グループ企業（サイト含む）を訪問して監査する。その結果は、

各原子力発電所の安全性を全体的に評価して特記事項（主に問題点）を整理した報告書に

まとめられ、直接 EDF の会長と ASN に提出される。

図 3.1.2-1 EDF エナジーの組織図

3.1-8

表 3.1.2-1 EDF エナジーが操業する原子力発電所

EDF Energy Nuclear Generation 社の原子力安全方針では、WANO/INPO の原則を引

用して、リーダーが安全性への深い関与を明確に示すこと、及び意思決定には安全第一を

反映すること等が示されている。

EDF エナジーの原子力安全方針 原子力安全は最優先事項であり、各人が直接的あるいは間接的に関わっている。無事故

の目標達成のため、放射性、環境、産業、及び火災の安全が十分管理されるよう保証しな

ければならない。 主眼：反応度の制御、炉心冷却、及び炉心内及び原子力発電所の運転で生じた全副生成

物の閉じ込めを通じての原子力安全を保証すること。 一般原則 運転で生じるリスクを ALARP（As Low As Reasonably Practicable）に沿って低減する

法的・倫理的義務を果たすため、以下の原則に従ってプラントを設計し運転する。 ・全ての合理的に実行可能な段階は、安全なプラント運転を保証し、作業時の事故や健

康へのリスクを防止するために実施される。 ・全ての合理的に実行可能な段階は、放射能影響を含むあらゆる事故の影響を最小化す

るために実施される。 ・通常運転の結果、法令線量制限値を超える電離放射線量を受ける者はいない。 ・あらゆる者の放射線被ばく及びプラント職員及び公衆の集団実効線量は、合理的に実

行可能な限り低く維持される。 ・請負業者のものを含む安全に影響し得る全活動は、有効なマネジメントシステム内の

3.1-9

相応の資格を持つ経験者によって実行され、管理される。 EDF エナジーの原子力安全原則は、HSE（現 ONR）発行の「原子力発電所からのリス

ク耐性」及び「リスク低減と公衆防護」を考慮して定義されている。これらと同じように、

合理的実行性も原子力安全原則の重要な要素である。 b. 国立原子力研究所（NNL）

NNL の前身は BNFL（英国核燃料会社）の研究技術開発部門であり、その後、BNFL の

再編に伴い、NSTS（Nuclear Sciences and Technology Services）、Nexia Solutions と変

遷し、2009 年に政府所有民間運営方式の NNL となった。同所の運営は Serco, Battelle Memorial 及び Manchester University のコンソーシアムが運営する。

NNL は国から、原子力産業界の維持のため若い人材等を教育、支援する任務を与えられ

ている。政府に独立な立場での助言を行う。また、海外の国立研究所とも連携している。

専門知識、経験、施設（セラフィールド中央研究所含む）を兼ね備えた（英国唯一の）組

織として、原子力産業界向けに製品及びサービスの提供をビジネスベースで行っている。

NNL は廃止措置、燃料サイクル、原子炉運転等の事業主体を顧客としている。 なお英国では、原子力は主に産業用との認識から、原子力研究の大部分は民間で行われ

ている。国は、原子力廃止措置機関（NDA）、研究評議会（Research Council）、政府部門

を通じて資金を提供している。NNL は、応用研究を対象として設立された。その業務の殆

どは産業利用に当てられている。また、NNL は政府に対する技術的助言も行う。 政府は、英国原子力 R&D 能力を検討するプログラムを実施した。それを踏まえて 2013

年 3 月に原子力産業戦略が発行された。それには、現在の R&D、2050 年及びそれ以降の

長期エネルギー戦略、同期間の産業ビジョン、2050 年までの原子力ロードマップが示され

ている。 英国の原子力 R&D 能力は、大学や国立研究所、産業界のパ―トナーなどを含む広範囲の

組織から形成されている。それらの間の協力を促進するための組織が必要とされ、NIRAB（原子力イノベーション及び研究諮問委員会）が設置された。また、その事務局組織とし

て NIRO（原子力イノベーション及び研究オフィス）が設けられることになった。NIRO は

NNL の中に設置されている。 c. エネルギー・気候変動省（DECC）

DECC の大臣は、英国における原子力安全に関して議会への説明責任を有しており、必

3.1-10

要に応じて、原子力施設の安全規制を実施する ONR から原子力規制に関する事実情報及び

助言を受ける。 d. 原子力規制局（ONR）

ONR は、英国において原子力施設の安全規制を実施する規制機関である。かつては保健

安全執行部（HSE）が原子力を含む産業界の安全性全般に対する許認可を有していたが、

ONR の独立に伴い原子力施設の許認可権限は無くなった。HSE と ONR は横並びの関係と

なり、必要に応じてコミュニケーションを取りながらそれぞれの規制活動を行っている。 e. 原子力廃止措置機関（NDA）

NDA は 2005 年に設立され、初期の研究で利用された施設、古いマグノックス炉（GCR）

等を管理する。対象サイトの所有権が事業者から NDA に移管されている。NDA は DECCの監督下にある。

・ 1940 年代から 1960 年代にかけて政府の研究プログラムに従って開発され、イギ

リス原子力公社（UKAEA）及び原子燃料公社（BNFL）が運転してきた原子力施

設及びサイト、及びこれらの研究プログラムで発生した放射性廃棄物や使用済燃

料。 ・ 1960 年代及び 1970 年代に設計及び建設され、Magnox 社が運転している Mognox

炉、及び Magnox 燃料を再処理している Sellafield の施設、関連する放射性廃棄

物等。 NDAは、これらの施設を直接管理するわけではなく、実際の施設運営は従来通りMagnox

社等が行っている。なお、現在運転中のマグノックス炉、改良型ガス炉（AGR）、軽水炉の

廃炉（殆どは EDF Energy が所有・運転）は NDA に移管される訳ではなく、事業者が対

応する。 f. 地域コミュニティグループ

地域コミュニティグループは,事業者,中央政府,地方政府(local government),地方議会

(local council),軍隊,労働組合,地域代表(representatives of local communities)などによっ

て構成され,規制当局との双方向のコミュニケーションを図るものである｡四半期報告書に

は,対象期間内の許可サイトにおける検査の結果や,問題があった場合はその改善の状況,および,今後の活動予定などが掲載される｡さらに,HSE は地域コミュニティグループが開催す

る公開の会議に出席し,同報告書について説明するとともに質疑に応答する｡ 地域コミュニティグループは、設立の法的義務はなく自主的に設立されたものである。

地域コミュニティグループには SSG(Site Stakeholder Group),LCLC(Local Community Liaison Council),LLC(Local Liaison Committee)の 3 種類がある｡メンバー構成等はほぼ同

3.1-11

じだが,歴史的経緯やサイト所有者の違い等によって呼び方が異なる。 （JANUS 注：LCLC, LLC は EDF Energy の原子力発電所、SSG は NDA 所有の施設を対

象としたものが多いようである。）

表 3.1.2-2 LLC/SSG サイト

• AWE Aldermaston / Burghfield

• Berkeley – SSG

• Bradwell – LCLC

• Capenhurst (Sellafield Limited)

• Chapelcross – SSG

• Devonport – LLC

• Dounreay – SSG

• Dungeness – SSG

• Hartlepool – LCLC

• Harwell (Chilton Campus) – SSG

• Heysham 1 – LCLC

• Heysham 2 – LCLC

• Hinkley Point A

• Hinkley Point B

• Hunterston A

• Hunterston B

• Oldbury – SSG

• Sellafield / Calder Hall / Drigg /

Windscale – SSG

• Sizewell A + B – SSG

• Springfields – SSG

• Torness – LLC

• Trawsfynydd – SSG

• Winfrith – SSG

• Wylfa – SSG

（黄色は EDF Energy 所有の発電所。SSG も見られるが、これらのサイトは NDA 所管の

廃炉プラントも併存。） （出典：ONR ウェブサイト）

◆ 委員 NDA ガイドラインの規定（SSG）によれば、メンバーは次の通り。 • 地元の様々なレベルで選ばれた代表者や政治家 • 環境保護団体など、サイトに関心を持つ地元グループ • ビジネスや第三セクターなど、地元における他の利害関係者 また、次のようなアドバイザーがある。 • 関係機関の代表者（規制機関、組合、自治体行政、CNC、防災・医療関係機関等） • NDA や事業者（SLC）の代表者 etc. 上記以外にも、都度、一般住民やプレスの参加も推奨している。 なお、Dounreay SSG では、事業者や規制者（ONR）をオブザーバとして参加させ

ている。

3.1-12

◆ 活動 地域コミュニケーショングループの基本的な役割は次の通り。 • 施設の安全・環境面に対する地域住民の監視（Oversight） • 施設の運転状況等についての情報提供およびコミュニケーション • 重要案件についての立地地域との協議（Consultation） • 立地地域の社会的・経済的論点 主に次のような活動を行っている。 定期会合 事業者・規制機関からの報告

- 施設の運転状況、トラブル情報等の提供、規制機関の四半期報告書 etc. 地元関係者との質疑 会合の活発さには、サイトごとにバラつきも 下部委員会 関心の高い案件について、より集中的に議論

- WCSSG：社会経済、廃止措置、商業、環境・健康、緊急時計画、LLRW - DSG：ビジネス、サイト環境修復、社会経済

施設受入に伴う Benefit Package の議論も（部分的に）公開で実施 - Cf. Dounreay の低レベル放射性廃棄物処分場の例

PBO（親会社）入札時の候補事業者へのヒアリング（SSG） National Stakeholder Group 会合への参加（SSG） etc.

◆ 他組織との関係 計画策定時の「協議」プロセス（国の政策への意見提示） 決定前の段階でステークホルダーの意見を求め、計画内容に反映

- DECC（エネルギー気候変動省）の政策策定、NDA の戦略策定時などに、

立地地域を含む様々なステークホルダーに対して、計画案に対する意見を求

める - 「協議」を求められた SSG は、定期会合や下部委員会等で地元の意見を集

め、それらを集約して NDA 等に提示 最初から単一案を決め打ちで示すのではなく、複数の選択肢を提示し、ステー

クホルダーの評価を仰ぐ - 2008 夏 Pu 戦略ドラフト公表、「協議」プロセス開始 - 2009.1 寄せられた意見をもとに「信頼できる選択肢」（Credible options）

を策定 - 2009‐2010 追加の「協議」、ワークショップ開催等 - 2010.12 追加の意見を考慮して選択肢案をアップデート - 2011.2 Pu 戦略の決定

3.1-13

すべての意見は反映されないが、出された意見に対しては丁寧に回答 - “Post Consultation Response”

BPEO（実行可能な最善の環境上の選択）と SSG BPEO：計画案に対する事前評価

- 当該事業による環境影響を可能な限り低減する上で、技術的な観点に加え、

社会的・経済的観点も考慮 - 評価基準設定や選択肢の立案・評価等で、広範なステークホルダー参加を要

求 • コンサルや NPO に WS 等の開催を委託

原子力施設の場合、当該サイトの SSG が BPEO で中核的な役割を果たす - BPEO プロセス全体の監督 - SSG メンバーが WS のファシリテーター等 - 例：Site End State BPEO（DSG）

BPEO 実施後の最終決定は事業者 - 現実には、BPEO で地元から支持された選択肢が採用されるケースが多い

SSG と「参加」の意味 SSG と地域のステークホルダーの「参加」

- 意思決定プロセスで参照する情報の量や多様性を拡大 - 「決定後」の説明よりも、「決定前」に様々な意見を求める - 単一案の説明ではなく、複数案の比較・評価を、多様な関与者とともに実施 - 純粋技術的観点に加えて、経済的・社会的検討も含める - 地域社会とともに「より良い」ソリューションを求めるプロセス - Cf. “Call for Evidence”

地域社会における「正統性」*をより堅固なものに - 「SSG はサイトに関する意思決定主体ではない」 - 実質的には、SSG は施設の運転に「口を出せている」状況

インプットを求める姿勢 - “SSG「が」、NDA・事業者・規制者「に」、アドバイスをする”（NDA ガ

イドライン） - “我々（DECC）が見過ごしている、あるいは過小／過大評価している重要

な要素はあるか？”（DECC の協議文書）

3.1-14

図 3.1.2-2 英国における原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組み）

研究プロジェクト（ONR 独自、事業者独自、共同）

事業者

規制機関 ONR

参照 原子力研究ニーズ（NRN） 事業者等の意見を踏まえ作成

情報源 ・国際機関（IAEA、OECD/NEA）の委員会・WG・研究プロジェクト ・国際会議 ・IAEA 安全基準、WENRA 参照レベル

エ ネ ル ギ ー 気 候 変 動 省

（DECC）

ENSREG WENRA

WANO

IAEA

報告

検査

成果

情報収集

実施

参加

情報収集

参照

評価サービス

ピアレビュー

実施 成果

注）NRN ・規制課題、規制目的、研究戦略、研究能

力、関連の海外動向など記載。 ・ 現在研究が実施中の課題及びまだ開始

されていない課題の両方を含む。 ・ONR は、NRN に照らして事業者が研

究プログラムを適切に行っているかを

判断。

その他国内外の機関・専門家

必要に応

じて委託 NNL

監督

3.1-15

(2) PRA の活用

(i) 制度・組織

a. 組織の役割分担

原子力規制局（ONR） ・リスクの制限値及び目標の設定（基本安全原則（SAP）の中の BSL と BSO） ・事業者及びベンダーの PSA 結果のレビュー／妥当性の判断

事業者

・定期安全レビュー（PSR）での PSA の実施 ベンダー

・一般設計評価（GDA）プロセスでの新規プラントの PSA 実施 ・LC（標準許可条件）15「定期的なレビュー」により、設置者に定期安全レビュー（PSR）

を要求。

b. 制度

英国 ONR では、米国のようなリスク情報を活用した原子炉監視プロセス（ROP）は

採用していない。また、英国で、リスク情報を活用した規制の緩和の活動はこれまで特

に行なわれていない。 英国の安全規制は、元々リスク目標に基づくものである。ONR の安全評価原則（SAP）

の中には、様々なリスクについて、リスク限度及び目標が示されており、原子力施設は

SAP に示されているリスク限度を満たしていることが要求されている。これは、最初の

許認可時だけでなく、定期安全レビュー（PSR）の際にも立証する必要がある。 SAP のリスク基準として、例えば、下記等がある。

・所外の人間への個人の死亡リスク リスク限度 10-4/年 リスク目標 10-5/年

・所外の人間が受ける線量についての予測される事故の合計頻度 実効線量（mSv） 合計の予測頻度（/年）

リスク限度 リスク目標 0.1－1 1 10-2 1－10 10-1 10-3 10－100 10-2 10-4 100－1000 10-3 10-5 ＞1000 10-4 10-6

3.1-16

・事故によって 100 人を超える死亡のリスク リスク限度 10-5/年 リスク目標 10-7/年

これら等を評価するためには、事業者は、PSA を実施する必要がある。SAP のリス

ク限度及び目標と比較するための PSA の基本要件は、ONR の技術評価指針（TAG）の

中の PSA に関する技術評価指針に示されている。

ONR の規制におけるリスク情報の活用 ・PSR での PSA のレビューによる、既存プラントの安全性妥当性の確認 ・新規プラントの設計上の安全性の確認

(ii) 実施例

Sizewell-B においてレベル 3PSA まで実施された。 PSR において活用されている。

3.1-17

(3) 緊急時計画

(i) 原子力災害対策の制度枠組み

英国の緊急時計画策定及び緊急時対応に対する国家レベルの戦略的枠組みは、エネルギ

ー・気候変動省（DECC: Department of Energy and Climate Change）が組織した多数の

グループから成立っている。枠組み内の組織連関図を図 3.1.2-3 に示す。同枠組みは相互に

連結した 5 つのサブグループ（検討部会、計画委員会、運営委員会及び閣内監視委員会及

びエキスパート勧告）から成る。青で示したグループは DECC が組織したものであり、白

で示したグループは外部で組織されたものである。CONTEST は、国際テロリズムに対す

る戦略対応を目指したグリープであり、政府により組織された。国際テロリズムによる原子

緊急事態も網羅するため同枠組み入れられた。 同枠組みは、英国の原子力施設のあらゆる局面に対応した緊急時計画策定及び緊急時対応

など 6 つのブロックで構成されている。緊急時計画／対応の評価／ギャップ分析を行って

おり、地方当局が作成した緊急時計画はここで国家レベルのレビューが入り必要であれば改

訂される。同枠組みは、ギャップを特定し有効性を改善することによりシステムを強化する

ための組織横断的なメカニズムを提供している。又、このメカニズムをより有効なものとす

るために、政府や産業界のエキスパートも枠組み内に組み入れている。

3.1-18

図3.1.2-3 緊急時計画策定及び緊急時対応に対する国家レベルの戦略的枠組み組織連関図

出典：Department of Energy and Climate Change, Nuclear Emergency Planning and Response

Presentation, Non-Governmental Organisation Forum (2012).

注：本図は修正要（赤×部分）＝1. NEPLG の削除、WG の一部削除（Rad Monitoring, Security）。

国家戦略的枠組み

国家安全保障小委

監督

原子力緊急時計画委員会(NEPB)

原子力緊急時計画交付 委員会（NEPDC） 原子力緊急時

準備フォーラム(NEAF)

WG 委員長会議

NEAF タスク グループ

輸送 WG

専門家諮問

Whiteshell SAG

（科学諮問 グループ）

原子力緊急時計画連絡 グループ(NEPLG)

オフサイト WG

運営 委員会

プログラム 委員会

公布

監督

3.1-19

a. 英国の原子力防災に係る法体系

英国の原子力施設の安全規制は、「労働安全衛生法」(Health and Safety at Work etc. Act

1974)」（1974 年に策定）及び原子炉の設置、運転等の規制法である「原子力施設法(Nuclear Installations Act 1965)」（1965 年策定）に基づき実施されている。 労働安全衛生法では、全雇用者（単に事業者ではなく）に、合理的に実施可能な場合に限

り、雇用主と雇用者の作業により影響を受ける人々の健康と安全を保証するように活動する

ことを一般的義務として課している。 原子力施設法は、原子力施設の許認可手続き及び運転に関する事項を定めている。同法の

第 4 条に基づき標準認可条件（Standard Licence Conditions：LC）が定められており、

緊急時対応関連の LC として以下がある。 LC7（施設内の事故（Incidents on the sites））：事故発生時の通報、記録、調査、報

告の実施計画を定めること。 LC11 （緊急事態準備（Emergency Arrangements））：原子力放射線災害時の対応

計画を定めること。 原子力施設法 第4 条 4 Attachment of conditions to licences (1)The Minister by instrument in writing shall on granting any nuclear site licence, and

may from time to time thereafter, attach to the licence such conditions as may appear to the Minister to be necessary or desirable in the interests of safety, whether in normal circumstances or in the event of any accident or other emergency on the site, which conditions may in particular include provision—

【和訳】 4.認可に対する条件の付与 (1) いかなる原子力サイトにおいても、大臣が法律文書で認可を交付するにあたっては、オ

ンサイトの通常の状況であれ事故または他の緊急事態であれ、安全上の利益に関して大臣

が必要または望ましいと判断した条件を認可に付与することがあり、特に当該条件は以下

に関する準備を含む――（JANUS注：以下、(c)を引用） (a)for securing the maintenance of an efficient system for detecting and recording the

presence and intensity of any ionising radiations from time to time emitted from anything on the site or from anything discharged on or from the site;

(b)with respect to the design, siting, construction, installation, operation, modification and maintenance of any plant or other installation on, or to be installed on, the site;

3.1-20

(c)with respect to preparations for dealing with, and measures to be taken on the happening of, any accident or other emergency on the site;

【和訳】 (c)オンサイトにおける事故または他の緊急事態に対応する計画、及びこれらの発生時に実

施される方策 (d)without prejudice to sections [F1sections 13 and 16 of the Radioactive Substances Act

1993], with respect to the discharge of any substance on or from the site. （以下省略） Licence Condition 7: Incidents on the site 1 The licensee shall make and implement adequate arrangements for the notification,

recording, investigation and reporting of such incidents occurring on the site: a) as is required by any other condition attached to this licence; b) as ONR may specify; and c) as the licensee considers necessary. 2 The licensee shall submit to ONR for approval such part or parts of the aforesaid

arrangements as ONR may specify. 3 The licensee shall ensure that once approved no alteration or amendment is made to

the approved arrangements unless ONR has approved such alteration or amendment. Licence Condition 11: Emergency arrangements 1 Without prejudice to any other requirements of the conditions attached to this licence

the licensee shall make and implement adequate arrangement for dealing with any accident or emergency arising on the site and their effects.

【和訳】 認可条件11：緊急事計画 1. 認可取得者は、本認可条件における他の要件に影響を及ぼすことなく、オンサイトで発

生するいかなる事故または緊急事態、及びその影響に対応する適切な計画を作成及び実施

すること。 2 The licensee shall submit to ONR for approval such part or parts of the aforesaid

arrangements as ONR may specify. 3 The licensee shall ensure that once approved no alteration or amendment is made to

the approved arrangements unless ONR has approved such alteration or amendment. 4 Where any such arrangements require the assistance or co-operation of, or render it

necessary or expedient to make use of the services of any person, local authority or other body the licensee shall ensure that each person, local authority or other body is

3.1-21

consulted in the making of such arrangements. 5 The licensee shall ensure that such arrangements are rehearsed at such intervals and

at such times and to such extent as ONR may specify or, where ONR has not so specified, as the licensee considers necessary.

6 The licensee shall ensure that such arrangements include procedures to ensure that all persons in his employ who have duties in connection with such arrangements are properly instructed in the performance of the same, in the use of the equipment required and the precautions to be observed in connection therewith.

・英国の原子力施設の安全規制は、全ての原子力施設（原子力発電所、再処理施設等の核燃

料サイクル施設及び放射性物質輸送）の事業者又は輸送業者に対して共通の法令が適用さ

れており、緊急時対応関連の法令、ガイダンス類についても同じである。 ・TMI およびチェルノブイリ事故の教訓から、事故への対処や緊急時対応について、一般

公衆の不安を招かぬよう正確な最新情報を維持することが重要であるとの認識から、事業

者からの情報提供を求める放射線緊急事態情報公開法（PIRER：Public Information for Radiation Emergencies Regulation）が1992 年策定され、PIRER を包括する放射線緊

急事態準備及び情報公開法（REPPIR：Radiation Emergency Preparedness and Public Information Regulations）が2001 年に策定された。同法は、以下のことを規定してい

る。 第7 条：事業者がオンサイト緊急時計画を作成すること。 第9 条：地方当局がオフサイト緊急時計画を作成すること。 第10条：事業者及び地方当局は3 年以内の間隔で緊急時計画をレビューすること。 第16条：事業者は、サイト周辺住民に、予測しうる放射線緊急事態に関する事前情

報を提供すること。 第17条：地方当局は放射線緊急事態に対する準備と公衆への情報提供を行うこと。

Regulation 7 Operator’s emergency plan (1) Where the assessment made by an operator in accordance with regulation 4(1) or

regulation 5 shows that it is reasonably foreseeable that a radiation emergency might arise (having regard to the steps taken by the operator under regulation 4(2)), the operator shall prepare an adequate emergency plan (in these Regulations referred to as an “operator’s emergency plan”) designed to secure, so far as is reasonably practicable, the restriction of exposure to ionising radiation and the health and safety of persons who may be affected by such reasonably foreseeable emergencies as are identified by the said assessment.

3.1-22

（以下省略） 【和訳】 第7条 事業者（Operator）の緊急時計画 (1) 第4条の(1)または第5条に従って事業者が実施した評価で、（第4条の(2)に従って事業者

が実施する手順を考慮して）放射線緊急事態が発生しうると合理的に予想されることが

示された場所では、確実かつ合理的に実施可能な範囲で、既述の評価で特定された合理

的に予想される緊急事態により影響を受ける可能性がある人物の電離放射線被ばく、並

びに健康及び安全性への影響を制限するように考案された、適切な緊急時計画（本規制

では“事業者の緊急時計画”と呼ぶ。）を事業者が作成すること。 （以下省略） Regulation 9 Off-site emergency plan (1) The local authority in whose area there is situated premises at which there is carried

out work with ionising radiation to which these Regulations apply and in respect of which an assessment made by the operator pursuant to regulation 4(1) or regulation 5 shows that it is reasonably foreseeable that a radiation emergency might arise (having regard to the steps taken by the operator under regulation 4(2)) shall prepare an adequate emergency plan (in these Regulations referred to as an “off-site emergency plan”) designed to secure, so far as is reasonably practicable, the restriction of exposure to ionising radiation and the health and safety of persons who may be affected by such reasonably foreseeable emergencies as are identified in that assessment and the plan shall be prepared in respect of such area as in the opinion of the Executive any member of the public is likely to be affected by such radiation emergencies.

（以下省略） 【和訳】 第9条 オフサイト緊急時計画 (1) これらの規制が適用される電離放射線を用いる作業が実施される施設をその領域内に

有し、第4条の(1)または第5条に従って事業者が実施した評価で（第4条の(2)に従って事

業者が実施する手順を考慮して）放射線緊急時体が発生しうると合理的に予想されるこ

とが示された施設については、確実かつ合理的に実施可能な範囲で、当該評価で特定さ

れた合理的に予想される緊急事態により影響を受ける可能性がある人物の電離放射線被

ばく、並びに健康及び安全性への影響を制限するように考案された、適切な緊急時計画

（本規制では“オフサイト緊急時計画”と呼ぶ。）を地方自治体が作成し、また当該計画

は、HSEの意見により公衆メンバーが放射線緊急事態におり影響を受ける可能性が高い

とされる領域について作成すること。

3.1-23

（以下省略） Regulation 10 Review and testing of emergency plans (1) The operator, carrier or local authority who has prepared (or, in relation to a carrier,

has ensured that there has been prepared) an emergency plan pursuant to regulation 7, 8 or 9, as the case may be, shall at suitable intervals not exceeding 3 years -

(a) review and where necessary revise the plan; and 【和訳】 第10条 緊急時計画のレビュー及び検証 (1) 第7条、第8条または第9条に従って緊急時計画を作成した事業者、輸送業者及び地方自

治体（または、輸送業者に関しては作成したことが保証されている者）は、場合により、

3年を超えない適切な間隔で―― (a)当該計画をレビューし、必要に応じて改訂する（以下省略） (b) test the plan and take reasonable steps to arrange for the emergency services to participate in the test to such extent as is necessary,

and any such review shall take into account changes occurring in the work with ionising radiation to which the plan relates and within the emergency services concerned, new technical knowledge and knowledge concerning the response to radiation emergencies and any material change to the assessment on which the plan was based since it was last reviewed or revised.

（以下省略） Regulation 16 Prior information to the public (1) An operator or carrier who carries out work with ionising radiation from which a

radiation emergency is reasonably foreseeable shall - (a) ensure that members of the public who are in an area in which, in the opinion of the

Executive, they are likely to be affected by a radiation emergency arising from the undertaking of that operator or carrier, as the case may be, are supplied, in an appropriate manner, without their having to request it, with at least the information specified in Schedule 9; and

(b) make that information publicly available. （以下省略） Regulation 17 Duty of local authority to supply information to the public in the event of

a radiation emergency (1) Every local authority shall prepare and keep up to date arrangements to supply, in

3.1-24

the event of any radiation emergency in that local authority’s area (howsoever that emergency may arise), information of and advice on the facts of the emergency, of the steps to be taken and, as appropriate, of health protection measures applicable.

（以下省略） ・2004 年11 月、2004 年民間緊急事態法（Civil Contingencies Act 2004）が成立した。

本法令は、戦争、テロ攻撃から自然災害、伝染病に至るまでの多様な緊急事態に対応する、

包括的枠組みの構築を目的とするものである。同法はすべての救急隊と地方当局に、非常

事態に対して積極的に備えを計画するよう命じており、原子力施設の緊急時対応も強化さ

れている。 (ii) 原子力災害への対応体制

① 緊急時計画策定 原子力緊急時計画連絡グループ（NEPLG：Nuclear Emergency Planning Liaison

Group）は1990年にDECCによって設立された団体であり、民生及び軍関連原子力施設の

オフサイト緊急時計画策定に関連した広範な組織が一同に会した公開討論の場である。その

役割は2012年に原子力緊急時計画交付委員会（NEPDC：Nuclear Emergency Planning Delivery Committee）及びワーキンググループに引き継がれた。

NEPDCは、エネルギー・気候変動担当相(DECC)が議長を務め、そのメンバーは原子力

災害また事故時に利害関係を有する原子力事業者の代表、規制機関、警察、消防、地方当局

の緊急時計画立案担当者、そして緊急事態への対応に関与すると考えられる政府省庁などで、

原子力施設の緊急時対応に関わりを持つほぼ全ての団体を網羅している。 旧NEPLGは、REPPIRに基づいて原子力施設の緊急時計画を作成するための包括的なガ

イダンス「NEPLG統合ガイダンス」を作成した。同ガイダンスには、緊急時対応の枠組、

緊急時計画の策定、関係機関の役割と責任、オフサイト緊急事態に対する準備の試験及び演

習の評価について詳細に記載されている。又、対応段階における、DEPZ内の初期防護対策、

対策区域のDEPZ外への拡張の検討、食品安全、放射線モニタリングやメディア対応といっ

た緊急時対応に欠かせない事項についても詳細にまとめられている。このガイダンスは

NEPDCに引き継がれ、（2013年11月）現在レビュー中である。名称も「国家緊急時計画及

び対応ガイダンス」（ここでは便宜上「NEPDCガイダンス」と略す）に変更予定である。

なお、DECCがNEPDCに頼んで作成し発行する形式としている。 英国の原子力施設の緊急時対応は、原子力発電所でも核燃料サイクル施設でも基本的に同

じである。各原子力施設の緊急時計画は全て同ガイダンスに基づいて作成されている。

NEPDCは英国の原子力施設の緊急時対応において中心的な役割を果たしている。各原子力

施設は、NEPDCガイダンスに従って緊急時計画を作成し、同ガイダンスに従って訓練を実

3.1-25

施する。演習は緊急時計画と訓練成果に基づいて実施する。演習結果は、NEPDCのワーキ

ンググループがレビューして教訓を引き出し、教訓を基にガイダンスが見直される、という

サイクルを通して、緊急時対応の改善が図られている。 オフサイト緊急時計画はDECCの主導の下、諸機関の緊密な連携の上で作成されている。

緊急時計画は原則非公開であるが、ウェブ上に小冊子やダイジェスト版が公開されているも

のもある。公表元は、地方当局の場合も事業者のこともある。 また、原子力緊急時準備フォーラム(NEAF Nuclear Emergency Arrangements Forum)

は、事業者とONR が事業者のオンサイト緊急時計画立案や事業者のサイト外対応での役割

などを討議する場となっている。NEAFの議長は事業者が務める。 ONRはNEPLGとNEAFの両者に参加しておりサイト内外の両側面での全体の計画立案

状況に関与することが可能となっている。また、地方当局は、地方当局の計画立案担当者、

業界の代表者および他の適切な機関が原子力業界に関連した緊急時計画立案問題を討議す

るためにセミナーを開催している。ONRも、このセミナーに参加する。ONRは、NEPDC、

NEAF、セミナーなどの参加結果を踏まえてDECCに原子力緊急時対応に関する助言をする。 オンサイト緊急時計画

LC11において、事業者が軽微なオンサイト事象から放射性物質の大量放出までのあらゆ

る事象に効果的に対応できるよう適切な準備や対策を講じることを事業者に求めている。こ

のオンサイト緊急時計画は、NEPDCガイダンスも参考にして作成し、ONRの承認を得る。

事業者は、LCおよびREPPIRに基づき、以下に関する詳細な緊急時計画を作成する。 オンサイト対応 ・宣言および撤回の条件 ・サイトへの警告 ・集合および点呼措置 ・緊急時施設および設備 ・緊急時の責務、役割および行動 ・サイトの緊急時対応組織(サイトおよびプラントを管理する訓練を受けたチーム)、損

傷したプラントの評価および修理、行方不明者の探索および救出、消火、サイトとプ

ラントの状態の放射線監視 ・オフサイト放射線監視手順および対応戦略 ・個人線量評価の仕組み ・緊急事態が発生した時に使用する通信システム 事業者のオフサイト支援組織および戦略的調整センター(SCC) の代表者およびメデ

ィアへの情報の提供

オフサイト緊急時計画

3.1-26

オフサイト緊急時計画の作成及び試験についての要求事項は、「放射線緊急事態に対する

準備及び情報公開法（REPPIR）の対象となっており、ONRが規制している。オフサイト

緊急時計画については地方当局が緊急時計画の立案と事故への対応について中心的な役割

を果たす。また、REPPIRは、地方当局が緊急事態への対応者と協議した上、放射線緊急事

態が予想される場所に対してオフサイト緊急時計画を策定すること、緊急時計画を再検討し、

訓練する責任も求めている。

② 防災訓練 ONRは、緊急事態に関わる可能性のある原子力施設の全従業員が自らの任務について研

修を受け、定期訓練に参加して適切な対応を確保することを求めている。これらの研修のほ

かに、ONRは、各施設において定期的な演習を実施するよう求めている。 緊急時準備対策は、レベル1、レベル2及びレベル3という3つの演習カテゴリーにもとづ

いて定期的に試験・評価される。 ①レベル1演習：各原子力施設において年に1度実施され、主としてオンサイト及びオフ

サイトにおける事業者の行動に重点を置いて行われる。ONR検査官が立ち会い、事業

者の準備の効果、訓練及び資源を評価する手段の一つになっている。演習においてオフ

サイト施設をどの程度活用するかは、事業者のニーズ、又はONRの要求によって異な

るが、演習の時期とシナリオについてはONRの同意を必要とする。 ②レベル2演習：少なくとも年に1度、緊急時のオフサイト面、特に戦略的調整センター

(SCC)の機能を対象に、地方当局が策定した対策の適切性を実証することを主目的とし

ている。また、SCCにおいて緊急時において責任あるいは責務を有する組織もその機

能を訓練する。 ③レベル3演習：レベル2演習の年間計画からレベル3演習として一つを選択し、SCCの機

能だけでなく、中央政府の広範な参加機関の機能についても訓練を行う。その中には、

イングランド、ウェールズの原子力緊急時情報室(NEBR)又はスコットランドの政府復

旧室(SGoRR)に参加するさまざまな政府省庁の訓練も含まれる。また、DECCの海外諸

国・機関への通知・連絡もレベル3演習の中で実施される。なお、どの演習をレベル3演習として実施するかは、ONRと相談の上、事業者、主管省庁（NEBRまたはSGoRR）、

NEPDCにより決定される。

演習カテゴリー 16.28. Level 1 exercises are held at each nuclear installation site once a year and concentrate primarily on the operator’s actions on and off the site. ONR will witness, make judgements and provide feedback on the adequacy of level 1 exercises. In addition, each site has a programme of training and exercises for all staff involved in the emergency scheme and each role has a training profile which defines the type and

3.1-27

frequency of training. As a minimum, each shift will take part in a site exercise every year when all the elements of the emergency organisation are practised.

16.29. Level 2 exercises are aimed primarily at demonstrating the adequacy of the arrangements that have been made by the local authority to deal with the off-site aspects of the emergency, particularly the functioning of the SCC where organisations with responsibilities or duties during a nuclear emergency also exercise their functions.

16.30. From the annual programme of level 2 exercises, one is chosen as a level 3 exercise to rehearse not only the functioning of the SCC but also the wider involvement of central government, including the exercising of the various Government Departments and agencies attending the Nuclear Emergency Briefing Room (NEBR) (for England and Wales) in London, or the Scottish Government Resilience Room (SGoRR) in Edinburgh. Aspects of DECC’s international liaison arrangements, including the process on notification, are routinely tested during the level 3 exercises. The decision on which exercise should be selected as the level 3 is made jointly between the licensees, the lead Government Departments (DECC or the Scottish Government) and the Nuclear Emergency Planning Liaison Group (NEPLG), in consultation with ONR.

表 3.1.2-3 2015 年防災訓練実施予定

Date of Exercise

Location Licensee Sponsor Level/Grade

Sep-15 Dungeness EDF Energy EDF Energy RADSAFE

11-Mar-15 Dungeness B EDF Energy Kent County Council L2

25-Mar-15 Dungeness B EDF Energy EDF Energy Security

1-Apr-15 Dungeness B EDF Energy EDF Energy L1 &

Security

30-Sep-15 Hartlepool EDF Energy EDF Energy Security

25-Nov-15 Hartlepool EDF Energy EDF Energy L1

11-Feb-15 Heysham EDF Energy EDF Energy Security

11-Nov-15 Heysham 1 EDF Energy EDF Energy L1

4-Feb-15 Heysham 2 EDF Energy EDF Energy L1

9-Jun-15 Hinkley Point B EDF Energy Somerset County Council L1 & L2/3

14-Jul-15 Hinkley Point B EDF Energy EDF Energy Security

7-Jan-15 Hunterston B EDF Energy EDF Energy Security

3.1-28

5-Mar-15 Hunterston B EDF Energy EDF Energy L1

22-Apr-15 Hunterston B EDF Energy EDF Energy Security

29-Apr-15 Hunterston B EDF Energy EDF Energy Security

28-Jan-15 Sizewell B EDF Energy EDF Energy Security

25-Feb-15 Sizewell B EDF Energy EDF Energy L1

3-Jun-15 Torness EDF Energy EDF Energy L1

9-Sep-15 Wylfa Magnox Magnox L1

By 27 June 2015 Berkeley Magnox Gloucestershire County

Council L2

28-Jan-15 Chapelcross Magnox Dumfries and Galloway

Regional Council L2

11-Mar-15 Chapelcross Magnox Magnox L1

3-Mar-15 Hinkley Point A Magnox Magnox Security

12-Nov-15 Hinkley Point A Magnox Magnox L1

14-May-15 Hunterston A Magnox Magnox L1

Mar-15 Oldbury Magnox Magnox Security

1-Jul-15 Oldbury Magnox Magnox L1

23-Apr-15 Sizewell A Magnox Magnox L1

11-Jun-15 Sizewell A Magnox Magnox Security

18-Mar-15 Trawsfynydd Magnox Magnox Security

By 10 May 2015 Trawsfynydd Magnox Gwynedd Council L2

10-Mar-15 Winfrith RSRL RSRL Security

21-Sep-15 Winfrith RSRL Magnox L1

22-Jun-15 Harwell RSRL RSRL L1

1-Apr-15 Dounreay DSRL DSRL Security

20-May-15 Dounreay DSRL DSRL L1

Jul-15 Barrow BAE/ MoD Cumbria County Council L2

29-Apr-15 Coulport MoD MoD L1

Oct-15 Devonport MoD/ DML MoD/ DML L1

21-Oct-15 Loch Ewe MoD Highland Council L2

24-Jun-15 NRTE Vulcan MoD MoD L1

Oct-15 Portsmouth MoD MoD L1

30-Sep-15 Rosyth MoD MoD L1

21-Jan-15 Southampton MoD Southampton City Council L2

3.1-29

17-Jun-15 Sellafield Site Sellafield Sellafield L1

26-Nov-15 Sellafield Site Sellafield Sellafield L1

4-Mar-15 Sellafield Sellafield Ltd Cumbria County Council L2

14-Oct-15 Springfields Springfields

Fuels Ltd

Lancashire County

Council L2

Apr-15 Amersham GE Healthcare GE Healthcare Security

May-15 Amersham GE Healthcare GE Healthcare Security

Sep-15 Amersham GE Healthcare GE Healthcare L1

Mar-15 Cardiff GE Healthcare GE Healthcare L1

Jul-15 Cardiff GE Healthcare GE Healthcare L1

Oct-15 Cardiff GE Healthcare GE Healthcare Security

出典：ONR （http://www.onr.org.uk/emergexeprog.htm） 注 1） Level 1 - test on site emergency arrangements.

Level 2 - test local off site emergency arrangements.

Level 3 - test local off site emergency arrangements supported by national crisis management

framework.

Security - test counter terrorism / security emergency arrangements.

注 2) RSRL：Research Sites Restoration Limited

DSRL：Dounreay Site Restoration Limited

BAE：BAE Systems

MoD：Ministry of Defence

DML：Devonport Management Limited (now Babcock Marine)

③ 各種情報提供 ①通常時 ・REPPIR によれば、

－全ての事業者及び輸送業者は、予測しうる放射線緊急事態に対して、サイト周辺住民

に事前情報を提供する義務を負う（第16条）。 －全ての地方当局が放射線緊急事態に対する準備と公衆への情報提供義務を負う（第

17条）。 ・事業者は、原子力緊急事態の影響を受ける可能性がある公衆（詳細緊急時計画ゾーン

3.1-30

（DEPZ）内の公衆）に対して、原子力緊急事態が宣言された場合に何をすべきかを説明し

た情報を様々な形で提供している。通常、希望者のリクエストに応じて情報を提供すると共

に図書館や市民センターなどの公共の建物の中にコピーを配置している。この種の情報は 3年を超えない一定の間隔で更新されている。 ②緊急時

・REPPIR によれば、 －地方当局は、原子力緊急事態の影響を受ける公衆が速やかで適切な情報を確実に提供

できる対策を準備し常に最新化しておくことを要求している。 －運転者は、緊急時他の宣言後すぐに、公式のアナウンスメントを行うように期待され

ている。 ・緊急時対応に関わる当局は、受け取った質問を処理しようとするが、サイト外の公衆

とのコミュニケーションの主要なチャンネルはメディアを通じてとなる。

・DECC は、海外へ向けて通知をすると共に、国際的な支援の要請を開始する責任を有す

る。早期通知条約の下では、DECC は、EC、IAEA など加盟国、英国との二か国条約を

結んでいる国に対して、事故、進展見通し、影響などについて連絡する。

a. 緊急時の体制 ① オンサイト サイト緊急時管理者（Site Emergency Controller）は、原子力サイトにおいて発生した

緊急事態において、緊急事態の宣言および規制当局への通報は事業者が行う。事業者が複数

の機関へ通報するのではなく、規制当局へ直接に通報する直列型の通報メカニズムが整備さ

れており、事業者は原子力緊急事態への対応に重点を置くことが可能となっている。サイト

緊急時管理者は、緊急事態の初期の段階で、サイトの緊急時対応組織を指揮して、緊急事態

レベルの宣言、関連するオフサイト組織への通知、サイト職員及び公衆の防護措置に関する

助言、プラントの安全・安定な状態への復旧作業などを行う。なお政府技術顧問（GTA）

が任命されるまでは、サイト緊急時管理者は公衆への放射線影響を緩和する上で実施すべき

あらゆる措置（屋内退避、避難またはヨウ素剤投与など）をオフサイトの組織・機関に助言

する。

② オフサイト 中央政府の活動は内閣府の国家安全保障会議（NSC: National Security Council）の脅

威・災害・災害耐性・非常事態小委員会（THRC: Threats, Hazards, Resilience and Contingencies）によって指名された主管省庁が調整する。イングランドまたはウェールズ

の民間原子力サイトにおける重大事故の場合、主管省庁はエネルギー・気候変動省(DECC)である。スコットランドでは、この主管省庁はスコットランド政府(SG)である。「壊滅的」

事故の主管省庁は内閣府であり、内閣府情報室(COBR)で国家安全保障会議(NSC) がその指

3.1-31

揮を執る。 エネルギー・気候変動省(DECC)

DECCは、イングランドまたはウェールズの民間原子力サイトで発生した緊急事態の対応

に対して国レベルで責任を負う。DECCは主に以下を行う。 ・公衆を防護し、サイトを再び安全にするために採った対策を含め、緊急事態に関する最

新情報を収集する。これは公衆を防護し、サイトを再び安全にするために採った対策に

ついて、他の政府部門、ウェールズ議会政府、および影響を受けたサイト近傍の機関や

組織、例えば警察、消防および地方当局と密接に連携を取って行われる。 ・主管政府部門として、情報を公衆やメディアが入手できるようにする。DECCは上記の

役割を円滑かつ確実にするため、事故の連絡を受けた後できるだけ速やかに、ロンドン

に原子力緊急時情報室(NEBR) を設置する。NEBRのスタッフは主として同省のエネ

ルギー・グループおよび同省の他の部署の指名緊急対応スタッフから選出されるが、緊

急事態に対処する役割を持つ他の中央政府省庁および機関の上級職員もNEBRへの参

加を要請される。DECCは政府連絡官（Government Liaison Officer (GLO)）を後述の

戦略的調整センター(SCC) に派遣し、そのチームの一員としてNEBR及びその他関連

省庁との緊密な連絡体制を確保している。 ・内閣府情報室（COBR: Cabinet Office Briefing Rooms）とも連携を取り、特に緊急時

科学諮問グループ（SAGE: Scientific Advisory Group for Emergencies ）や影響管理

/回復グループ（Impact Management/Recovery Group）等と連携する。 ・また、IAEAやEC 及び近隣諸国に事故を警告、議会に対して民間原子力安全問題の責

任を負うエネルギーおよび気候変動国務大臣に事故の進展と公衆を防護するために取

られている対策を説明する責任を負う。 ・公衆防護対策について警察と救急隊に助言する政府技術顧問(GTA)をONR から指名す

る。 政府技術顧問（GTA）

サイト外への影響が考えられる緊急事態の発生の報告を受けるとDECC大臣はONRの上

級検査官（通常は副主席検査官1名）をGTAと任命し戦略的調整センター（SCC）に派遣す

る。任命されたGTAは、現地において下記の責任を負う。 ・以下について、警察及び緊急事態に対するオフサイト対応策を扱うその他の機関に、当

局としての独自の助言を与える。 －公衆及び関係機関の要員を保護するための適切なオフサイト対策 －オンサイト緊急事態の理由及び施設外の環境に及ぼす影響 －オンサイト緊急事態の終結及びオフサイトの平常状態への復帰

・メディアへの概要説明において、必要に応じて政府を代表して当局の対応を発表する。

3.1-32

・主務省が緊急事態に関して十分な情報が得られるようにする。 GTA は、SCC に派遣された他の機関の代表と協議し、SCC の意思決定により適切な対

応が実行できるよう、状況進展及び進展予測に関する評価が適切に行われていることを確認

する。GTA の地位は顧問であり、管理責任を伴わない。GTA が任命された場合、緊急事態

は、事業者、関係組織及び中央政府組織と協議の上、GTA の助言を受けて初めて解除する

ことができる。

スコットランド政府

原子力緊急事態の通知を受け取ると、スコットランド政府の火災および民間緊急事態対応

課(FCCD) は企業・エネルギー・観光庁(EETD-EN&T)のエネルギー・電気通信部の指示に

従い、スコットランド政府復旧室(SGoRR)を開設する。国レベルでの緊急事態に対する対

応は、他のスコットランド政府諸庁や他の諸機関の同僚と協議して、SGoRRから派遣され

たEETD-EN&T部のスタッフが調整する。 SGoRRには、必要に応じて24時間、職員が配置されており、下記の庁/部の代表者が最初

に配属されている。 ・EETD-EN&T ・FCCD ・農村地域局 ・環境品質：飲料水水質課 ・保健省(医療業務課) ・公衆健康および物質乱用：緊急時計画 ・ONR ・エネルギー・気候変動省(DECC) ・HPA-CRCE (Health Protection Agency-Centre for Radiation Chemical and

Environmental Hazards :保健防護庁、放射線化学及び環境ハザードセンター) ・スコットランド政府のメディア・通信グループ ・国防省

原子力規制局(ONR) 緊急時においてONRは、事業者がプラントを安全な状態に復旧し、一般大衆に対するリ

スクを最小限に抑えるためにあらゆる合理的な手段を取っていることを監視・監督し、確実

にするために、検査官をサイトに配置・展開する。ONRは緊急事態の通報を受けると、直

ちに検査官を現場と該当するオフサイト施設に派遣し、状況の監視と制御復元の対策に当た

らせる。検査官は、発電所事業者を監督する権限を含む法的権限をもっており、緊急事態に

3.1-33

必要と思われるときに権限を行使することができる。このような、ONRの活動を支援する

ため、ONRに緊急事態室対応センターを設置して技術評価能力を提供し、戦略的調整セン

ター（SCC）や中央緊急時支援センター（NEBR/SGoRR）の検査官及び現場の原子力施設

検査官を支援する。これによって、ONRは事故とその影響の進展予測について独自に評価

し、他の原子力施設への影響を考慮することができる。前述のように、DECCやスコットラ

ンド政府から政府技術顧問(GTA)が任命され、SCCの活動及び中央政府に対する助言者とし

て活動する。通常は、ONRの副首席検査官が選任される。 原子力緊急時情報室(NEBR)／スコットランド政府復旧室(SGoRR)

NEBRの主たる役割は次の通りである。 ・政府大臣向け情報提供（大臣を通じて議会に状況説明） ・メディア及び一般公衆への情報提供（放射線防護のための測定結果、事態の進展状況、

その他の結果） ・政府関係機関の活動の調整 ・海外諸国への連絡

NEBRのスタッフは主としてDECCのエネルギー・グループ及びその他の部署の緊急対応

スタッフから選出されるが、緊急事態に対処する役割を持つ他の中央政府省庁および機関の

上級職員もNEBRへの参加を要請される（環境食料農林省(Defra)、保健省（DoH）、健康保

護局、食品基準庁、ONR主席検査官、環境庁、気象庁など）。 NEBRは異常事象対応を進める上で内閣府情報室(COBR)および影響管理／回復グルー

プ（Impact Management/Recovery Group）と連携する。NEBRには緊急時科学諮問グル

ープ(SAGE)が参加することがあり、それによってNEBR科学技術班からCOBRへの情報の

流れがよくなり、管理され、情報が解釈される。NEBRは政府連絡官・チーム(GLT) を通

じてSCCと連携をとる。 スコットランド政府復旧室(SGoRR) も同様に政府関係機関が参集する。

戦略的調整センター(SCC) 緊急事態に対応する責任を負っている各組織は、戦略的調整センター(SCC：Strategic

Coordination Center) に各代表が参集する。一般に、これら機関の中には、事業者、警察、

地方当局、保健当局、地方水道会社および消防・緊急サービス関連の組織、関係する政府省

庁の代表も参集する。 一般的にSCC として知られている補助緊急施設は民生用および軍事用の大規模原子力

サイトにそれぞれ設置されている。通常、これらのセンターにはメディア説明センターの機

能を果たす指定センターがその近隣にある。このSCCは地元の警察本部に設置されている

ことが多く、原子力緊急事態の緊急段階では、警察が対応組織の活動を調整する。警察は戦

略的調整グループ（SCG）会議の議長を務め、この会議には対応機能を有するすべての主

3.1-34

要組織が出席し、公衆防護の措置を決定する。警察はメディア説明センターを通じて公衆に

伝えるべき問題に関する情報を用意し、戦略的調整センターにおいて助言する役目を担う。

3.1-35

表 3.1.2-4 戦略的調整グループ（SCG）参加機関（Dungeness B 原子力発電所の場合） ・Rother District Council (RDC) ・Kent County Council (KCC) ・Shepway District Council (SDC) ・East Sussex County Council (ESCC) ・Kent Police ・Sussex Police ・Kent Fire & Rescue Service (KFRS) ・South-East Coast Ambulance Service (SECAMB) ・NHS Kent & Medway Met Office ・Veolia Water ・Edf Energy (Operator - Dungeness B) ・Office for Nuclear Regulation (ONR) ・Department for Energy & Climate Change(DECC) ・Department for Communities & Local Government (DCLG) ・Department for Environment, Food & Rural Affairs (DEFRA) ・Environment Agency (EA) ・Maritime & Coastguard Agency (MCA) ・Food Standards Agency (FSA) ・Public Health England (PHE) - Kent Health Protection Unit (HPU) & Centre for

Radiation, Chemical & Environmental Hazards (CRCE) ・Radiation Incident Monitoring Network (RIMNET) ・Ministry of Defence (MOD) ・その他必要な機関

（出典：Dungeness B Nuclear Power Station Off Site Emergency Plan-Version 1.4）

3.1-36

図 3.1.2-4 SCC の構成 (出典：Dungeness B Nuclear Power Station Off Site Emergency Plan-Version 1.4)

地方当局(自治体) 第1対応段階に関する地方当局の役割は地域の住民を支援することであり、地方当局のリ

ソースを利用して、住民や財産、環境に対する影響を緩和し、ボランティア・ググループの

対応を調整し役務を提供する。これらの役務を提供する責任は、対象地域の地方当局の性質

により、英国全体にわたって異なる。例えば、郡議会には社会事業や教育に関する責任はな

い。郡議会には環境衛生職員または建築規制検査官はいないが、道路網の管理には群議会が

影響を与えうる組織が存在するケースがある。さらに、これらの役務の一部は地方当局に代

わって、請負業者および/またはボランティア・グループにより提供されることがある。 内閣府（民間緊急事態事務局(CCS)） 全国的な危機を未然に防ぎ、評価し、防止し、備え、対応し、諸省庁および他の対応者と

連携することにより、破壊的な問題に対する英国の対応能力を改善するために、民間緊急事

態事務局(CCS)が設置される(2005年民間緊急事態法)。 CCS事務局はDECC、国防省(MOD)、スコットランド政府、ウェールズ議会政府および

SCC：戦略的調整センター SCG：戦略的調整グループ M&CG：メディア広報グループ STAC：科学技術諮問セル RAG：回復諮問グループ その他 WG

3.1-37

北アイルランド執行部と連携して取り組む。CCSは緊急事態に対してオペレーション構想

(CONOPs)を作成し、(緊急事態の原因の如何を問わず)英国中央政府の組織的な対応を求め

ている。 緊急事態が発生し、その規模または性質から判断して中央政府の関与が必要と主管省庁か

ら連絡があった場合には、CCSは大臣や政府高官が戦略的判断に集中できるような行動を

取る。その主な目的は組織間の作業を円滑にすることであり、必要な場合には中央政府によ

る調整へ作業をシームレスに移すことである。DECC、MODおよび必要な場合には政府を

支援するため、CCSは以下を行う。 ・センターで直ちに必要なものをレビューし、必要なものが手に入るように支援する。

潜在的拡大、後方支援管理および退去を計画する。 ・中央政府が情報を逐次受け取り、いつでも参加できるようになっていることを確認す

る。 ・DECCの原子力緊急事態情報室(NEBR)、MODHQ防衛原子力緊急時組織(HQDNEO)

かスコットランド政府災害復旧室(SGoRR)を通じて対応管理を支援する。 ・主管政府省庁とともにCOBRを始動させ、NSC(THRC)を開設する。

内閣府情報室(COBR)及びニュース調整センター(NCC) 政府横断的な調整と支援を必要とする重大な事象が生じた場合には、国家安全保障会議、

脅威・災害・災害耐性・非常事態小委員会(NSC(THRC))が内閣府情報室(COBR)で活動を

開始し、ニュース調整センター(NCC)が開設される。NSC(THRC)は大臣レベルまたは政府

高官レベルで開催されるが、重大な緊急事態の場合には、実際にはCCSとCOBRが出席す

る。NSC(THRC)を結成する判断はCSSと協議して主管政府省庁が下す。NSC(THRC)の議

長は通常、主管政府省庁の大臣が務めるが、重要な社会不安要素がある場合は内務大臣が指

揮を執ることが多く、重大なテロ事件の場合も国務大臣か首相が指揮を執る。NSC (THRC)の目的は政府横断的な戦略的レベルで行動することであり、NSC(THRC)は適切と思われる

場合には非常指揮権を発動することができる。NCCの目的は、英国政府の広報担当官と分

離行政機関をまとめて、メディアおよび公衆への情報の提供を全国的に調整することである。

現地では、情報の提供はサイトに近いメディア説明センター(MBC)が行い、NCCと密接に

連絡を取り合って作業を進める。 イングランド・ウェールズの場合の緊急時対応体制を図3.1.2-5に示す。

3.1-38

国家レベル

地方レベル

図3.1.2-5 原子力緊急時対応体制（イングランド・ウェールズの場合） （出典：原子力安全条約 英国国別報告書（第6回））

内閣府情報室(COBR)

ニュース調整

センター （NCC）

中央省庁対策センター （DECC の NEBR）

戦略調整センター（SCC） 戦略調整グループ（SCG）

メディア広報セル、科学技術諮問セル（STAC）、回復 WG、その他 WG

原子力サイト

サイト緊急時管理センター

対応調整グループ

（必要な場合）

原子力規制局（ONR） 対応センター

緊急時科学諮問グ

ループ（SAGE）

COBR 戦略グル

ープ

影響管理／回復

グループ

3.1-39

(iii) 平時における事業者の取組

a. オフサイト緊急時計画の策定範囲

英国では下記規則において、オフサイト緊急時計画は地方自治体が策定すること、及び公

衆メンバーを含む適切な人と協議して策定することが規定されている（下線は JANUS に

よる）。 放射線（緊急時計画及び公衆への情報）規制 2001（REPPIR）9(12) 9. オフサイト緊急時計画 (1) The local authority in whose area there is situated premises at which there is carried out work with ionising radiation to which these Regulations apply and in respect of which an assessment made by the operator pursuant to regulation 4(1) or regulation 5 shows that it is reasonably foreseeable that a radiation emergency might arise (having regard to the steps taken by the operator under regulation 4(2)) shall prepare an adequate emergency plan (in these Regulations referred to as an “off-site emergency plan”) designed to secure, so far as is reasonably practicable, the restriction of exposure to ionising radiation and the health and safety of persons who may be affected by such reasonably foreseeable emergencies as are identified in that assessment and the plan shall be prepared in respect of such area as in the opinion of the Executive any member of the public is likely to be affected by such radiation emergencies. (12) For the purpose of preparing an off-site emergency plan pursuant to paragraph (1) or of reviewing the plan pursuant to regulation 10(1), the local authority shall consult— (a) the operator carrying out the work with ionising radiation to which the plan relates, the Executive, the emergency services, each health authority in the vicinity of the premises of the operator and the Agency; and (b) such other persons, bodies and authorities and members of the public as the local authority considers appropriate.

英国では、詳細な緊急時計画を策定すべき範囲（DEPZ: Detailed Emergency Planning Zone）が規制当局によってプラント毎に定められており、これとは別に詳細な計画は要

しないがDEPZを上回る規模の事故が起きた場合を考慮してより広い範囲

（Extendibility）での緊急時計画も策定されている。 DEPZ及びExtendibilityの範囲は

我が国の原子力緊急時計画策定範囲よりも小さく、Hartlepool発電所の場合、DEPZが1km、Extendibilityが3kmとされている。

3.1-40

詳細緊急時計画区域（DEPZ）は、オフサイト住民の詳細な放射線防護計画が作成される

原子力施設近傍の区域のことを指し、ONR、英国環境局（EA）及びスコットランド環境保

護局（SEPA）により設定される。DEPZ は原子力施設の運転状況により異なる最大規模の

放射線緊急事態に関連して定められる。DEPZ は原子力施設により異なる。DEPZ を越え

て放射線影響を及ぼす事故が起こり得ることは認識されており、このような DEPZ を越え

る事態は、放出特性や気象条件等の多くの因子に左右されるので予測が難しい。しかし、

NEPLG 統合ガイダンスは、どのようなときに DEPZ を越える区域に防護対策を拡張適用

するかについても、オフサイト緊急時計画に盛込むことが指示している。

b. 緊急時計画への参加組織の例（Suffolk Resilience Forum）

Suffolk における緊急時計画を保証することを共通の目的として、多数の組織が集結して

Suffolk Resilience Forum が構成された。これらの組織の多様性により、Forum が効果的

に機能できる。2004 年 Civil Contingencies Act により、Forum に属する組織にカテゴリ

ー分類が付与された（緊急時対応を行う組織がカテゴリー1 対応者、重要な支援のために要

請される可能性がある組織はカテゴリー2 対応者）。 カテゴリー1 対応者は以下の通りである。

・中部・東部国民医療サービス ・Suffolk 警察 ・Suffolk 消防救助隊 ・東部イングランド救急隊 ・海事沿岸警備隊 ・環境庁 ・イングランド公衆衛生局 ・英国交通警察 ・Suffolk 郡議会

Suffolk 郡議会に加えて、Suffolk 内の地区（District）及び特別区（Borough）の議会も

同様な責任を有する。 ・Ipswich 特別区議会 ・Suffolk Coastal 地区議会 ・Waveney 地区議会 ・St Edmundsbury 特別区議会 ・Mid Suffolk 地区議会

3.1-41

・Babergh 地区議会 ・Forest Heath 地区議会

(iv) 事業者による緊急時対応

a. シビアアクシデントマネジメント

EDFエナジー社はシビアアクシデントに対応するために以下の措置を取った。

既存の緊急時対応施設の回復力の改善 ・サイズウェルBとヘイシャムでの強化された緊急時管理センターの建設 ・サイト内の緊急時管理施設の地震・洪水に対する防護対策の強化 ・消防設備格納建屋の耐震化 ・既存の耐震化済み重要冷却水タンクの容量増設

下記バックアップ設備の準備 ・デブリの移動設備やインフラが広範に崩壊した場所を通って設備を輸送できるオフロ

ード車 ・原子炉及び使用済燃料プール冷却用のディーゼル駆動水ポンプ ・必須冷却水の供給を補充する逆浸透装置 ・ディーゼル駆動発電機 ・緊急時管理センターを代替する暫定構造物 ・格納容器健全性を復元するための損傷修復設備 ・既存設備とは独立に緊急時対応措置を管理し原子炉状態に関するデータを連絡するた

めの、オンサイト、オフサイトでの音声・データ通信設備 ・廃水の収集設備と処理設備

サイトの緊急時対応能力及び緊急時計画の改善 ・サイト緊急時計画に前記バックアップ設備配置戦略を取り込む。 ・確率論的安全評価を向上させ、事故進展の理解を進め、実際的なアクシデントマネジ

メント対策を特定し、既存の兆候ベース緊急時対応ガイドライン及びシビアアクシデ

ントガイドラインを改善する。 ・緊急事態管理対策の見直しを行い、同時に複数の原子炉が影響を受ける可能性のある

事象を効果的かつ確実に管理できるようにする。 (v) 放射線モニタリング

放射線モニタリングには、法的要求、平常時の責任の拡大要求、政府要求などに基づき多

くの組織が関与する。主要な責任機関は以下の通りである（事業者については前述の通り）。

3.1-42

食物基準局（FSA） モニタリングと食物サンプリング、食物摂取制限区域の特定などを行う。

環境庁（EA）

環境モニタリング（放射線レベル調査、サイト近傍で採取したサンプルの放射線化学

分析、飲料水水源の放射線化学分析、空気・雨水中の放射性物質の分析）を行う。 地方自治体

複数施設に供給する個人所有の井戸水が健康上問題ないことを確認する。 水道局・水道会社

顧客に配給する水道水が飲料に適しているかの確認、汚染水の確認を行う。 国防省（MOD）

モニタリングを含め支援全般に設備や人員を活用する。 RIMET（Radioactive Incident Monitoring Network、1988 年運用開始）

英国内に設置されている環境ガンマ線モニタリングステーション（96 か所）で継続測

定を行う。

3.1-43

(4) パブリックコミュニケーション

(i) 地域コミュニティグループ

ONR は,許可サイトに関する検査や規制活動について、地域コミュニティグループ(local

community group)に対して四半期報告書(quarterly report)を提供している｡ 地域コミュニティグループは,事業者,中央政府,地方政府(local government),地方議会

(local council),軍隊,労働組合,地域代表(representatives of local communities)などによっ

て構成され,規制当局との双方向のコミュニケーションを図ろうとするものである｡四半期

報告書には,対象期間内の許可サイトにおける検査の結果や,問題があった場合はその改善

の状況,および,今後の活動予定などが掲載される｡さらに,HSE は地域コミュニティグルー

プが開催する公開の会議に出席し,同報告書について説明するとともに質疑に応答する｡ なお、 地域コミュニティグループには SSG(Site Stakeholder Group),LCLC(Local

Community Liaison Council),LLC(Local Liaison Committee)の 3 種類がある｡メンバー構

成等はほぼ同じだが,歴史的経緯やサイト所有者の違い等によって呼び方が異なる。 HSE の上記活動は,あくまでも情報提供を通じた理解の促進にとどまるものであり,その

規制活動や定期検査後の再稼働に係る是非の判断などに影響を及ぼすものではない｡ ステークホルダー向けサイト四半期報告書（quarterly site stakeholder reports）は、ONR

の規制を受けるサイト（表 3.1.2-5 参照）の地域コミュニティグループに提供され、ONRウェブサイト上でも公開される（www.hse.gov.uk/nuclear/llc）

地域コミュニティグループは、地域住民に関係するサイトの問題について議論するために

開催される。地域コミュニティグループに法的根拠はない。しかしながら、ONR が規制す

るサイトの検査及び規制活動に関する情報を、公衆が入手可能なものにすることに対する

ONR の関与の一部として、地域コミュニティグループ向けの定期（通常は四半期）報告書

を作成及び配布する。ONR サイト検査官等が、グループのメンバーからの質問に対応し、

報告書の情報を説明するため、通常はオブザーバとしてグループミーティングに参加する。 DECC は、地域コミュニティグループがどのように機能するかに関する勧告を示してお

り、認可取得者がこれらを反映することが期待されている。

3 種類の地域コミュニティグループの間には、例えば議長の任務、ミーティング会場及び

頻度といった、構成の違いもある。

3.1-44

ONR の検査官は通常、四半期報告書について口頭で報告するためにミーティングへの参

加を要請され、グループまたは公衆のメンバーからの質問に回答しているが、正式には“オ

ブザーバ”の資格で参加しており、“メンバー”ではない。 ONR からの参加者は、一般的な議論には参加しない（セキュリティ及び安全に関する

ONR の権限に関する事項が間違った方向に向かっている、または表明すべき組織の見解を

ONR が持っている場合を除く）。 独立した規制機関としての ONR の役割を強調するため、検査官は ID を身に着け、認可

取得者から提供されたパスやストラップをつけないこと。目立たない場所に着席し、可能で

あれば、認可取得者や他の原子力産業界の代表者と一緒に着席しないこと。

3.1-45

表 3.1.2-5 認可サイトまたはその他のサイト（1/3）

3.1-46

表 3.1.2-5 認可サイトまたはその他のサイト（2/3）

3.1-47

表 3.1.2-5 認可サイトまたはその他のサイト（3/3）

3.1-48

(ii) Sizewell B のオフサイト EP 改訂

英国の Suffolk 郡議会は、Sizewell B のオフサイト緊急時計画（オフサイト EP）の策定

が要求されている。放射線緊急時の対応は、様々な機関の協調が必要であり、Suffolk 郡は

Suffolk Resilience Forum の後援を得てオフサイト EP を策定した。 Suffolk Resilience Forum は、重大インシデント時における戦略、戦術及び運用に関する

ガイダンスを提供し、複数の機関による対応計画策定を支援するための、複数の機関からな

るグループである（2004 年 Civil Contingencies Act により設立：放射線緊急時以外も対象

とする）。 Sizewell のオフサイト EP の策定にあたり、公衆との協議（public consultation）が実施

された（JANUS 注：パブリックコメント募集）。公衆との協議は、放射線（緊急時計画及

び公衆への情報）規制 2001（REPPIR）9(12)に従って実施されたもので、実施期間は 2013年 1 月 7 日から 4 月 8 日である。

協議の主な対象は、オフサイト EP の変更で影響を受ける、プラントから 4km 以内（合

理的に予想される事故の場合）及び 15km 以内（最悪ケースの事故の場合）のコミュニテ

ィである。コメント募集の方法として、対象となるオフサイト EP の変更案を説明した協議

文書を郵送するか、インターネット上で公開した。この結果、コメント期間終了までに 292件のコメントが寄せられた。 説明会等

2013 年 2 月 20 日：Sizewell SSG に合わせて、ステークホルダーフォーラムが開催され、

40 名の公衆が参加した。その他に、協議期間中に以下の場所において Suffolk Joint Emergency Planning Unit の職員が説明を行った。 市・行政区議会 ：8 回 学校 ：3 回 介護施設 ：3 回 early years providers ：2 回 Sizewell SSG ミーティング ：2 回 公衆との協議期間の後、2013 年 8 月には Sizewell A/B SSG を含む地域コミュニティと

の協議が実施された。

3.1-49

(iii) 英国 SSG の活動例（セラフィールド）

西カンブリアサイトステークホルダーグループ（WCSSG） セラフィールドでは、透明性と情報公開を目的に「セラフィールド地域連絡委員会

（SLLC：Sellafield Local Liaison Committee）」が設置されている。SLLC は、当時の英

国原子燃料会社（BNFL）と地域住民との間に設けられたステークホルダー・ミーティング

であり、情報伝達、コミュニケーションの場の提供等を行っていた。SLLC は 2005 年 4 月から「西カンブリア・サイト・ステイクホルダー・グループ（WCSSG：West Cumbria Sites Stakeholder Group）」に移行された。(1) WCSSG のウェブサイトの URL は以下の通り。 http://www.wcssg.co.uk/ (5) 主な参考文献

・http://www.edfenergy.com/energyfuture/edf-energys-approach-about-edf-energy/ edf-energys-history

・H25 年度安全性向上調査報告書 ・http://www.nnl.co.uk/about-us/our-history/ ・http://www.world-nuclear.org/info/Country-Profiles/Countries-T-Z/Appendices/

Nuclear-Development-in-the-United-Kingdom/ ・http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/cnpp2014cd/countryprofiles/

UnitedKingdom/UnitedKingdom.htm ・立地地域におけるステークホルダー参加―海外事例を中心に―, 一般財団法人電力中央研

究所社会経済研究所 主任研究員 菅原慎悦 第 29 回原子力委員会資料第 1 号（2014） ・Dounreay SSG

(http://www.dounreaystakeholdergroup.org/） ・ONR（2013）：Production and distribution of SSG/LCLC/LLC reports and attendance

at the meetings by ONR, NS-COM-IN-001 Revision 4 (http://www.onr.org.uk/research/nuclear-research.htm)

・ONR, "Nuclear Research Needs 2013 - Part 1: Summary of Nuclear Research Needs" ・ONR, "Nuclear Research Needs 2013 - Part 2: Detailed Research Needs" ・EDF Energy Nuclear Generation: Our journey towards zero harm, ・Summary of our nuclear safety and waste policies and management systems ・Safety Assessment Principles - 2006 edition (Revision 1, February 2008), ONR. ・NS-TAST-GD-030 Revision 4, Probabilistic Safety Analysis, ONR, June 2013. ・英国労働安全衛生法：（http://www.legislation.gov.uk/ukpga/1974/37） ・英国原子力施設法：（http://www.legislation.gov.uk/ukpga/1965/57）

3.1-50

・Suffolk Resilience Forum（2014）Sizewell Off Site Emergency Plan, Issue 3.1 dated 5 May 14

・Suffolk Resilience Forum ウェブサイト (http://www.suffolkresilience.com/)

・Suffolk Resilience Forum（2013）Proposals for changes to Sizewell emergency arrangements: Off Site Emergency Response, Suffolk Resilience Forum report on the January to April 2013 consultation

・日本エネルギー法研究所（2013）：諸外国における原子力発電所の安全規制に係る法制度、

2013 年 1 月 ・http://www.jeli.gr.jp/report/jeli-R-127@2013_01_NuclearSafetyRegulation.pdf ・ONR（2013）：Production and distribution of SSG/LCLC/LLC reports and attendance

at the meetings by ONR, NS-COM-IN-001 Revision 4 ・Suffolk Resilience Forum（2014）Sizewell Off Site Emergency Plan, Issue 3.1 dated 5

May 14 ・http://www.legislation.gov.uk/uksi/2001/2975/regulation/9/made ・西カンブリアサイト・ステイクホルダー・グループのウェブサイト

(http://www.wcssg.co.uk/) ・Nuclear Desommissioning Authority (NDA), “Strategy, “ March 2006. ・THE UNITED KINGDOM’S SIXTH NATIONAL REPORT ON COMPLIANCE WITH

THE CONVENTION ON NUCLEAR SAFETY OBLIGATIONS（2013） (https://www.gov.uk/government/publications/compliance-with-the-convention-on-nuclear-safety-obligations-6th-national-report)

・原子力施設法（http://www.legislation.gov.uk/ukpga/1965/57） ・Licence condition handbook October 2014（http://www.onr.org.uk/silicon.pdf） ・Civil Contingencies Act 2004 （http://www.legislation.gov.uk/ukpga/2004/36/pdfs/ukpga_20040036_en.pdf）

・REPPIR2001 （http://www.hse.gov.uk/pubns/priced/l126.pdf）

3.1-51

3.1.3 仏国

(1) 自主的安全性向上

(i) 原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組みを含む）

a. EDF

EDF は多国間にまたがるグループ大の原子力安全ポリシーを策定しており、所属する各

企業のマネジメントがその実施責任を有する。グループ大の原子力安全及び運営管理につい

て、第三者的に評価する原子力安全・放射線防護監査官(IGSNR)が任じられており、毎年

評価を行い、各企業のマネジメントに必要な提言を行っている。 ◆ 特記事項 2012 年末時点で、マネジメントの注目を要する 7 つの特記事項を把握。 1. チームの負荷が大きい

昨年、タスク優先度付けの改善が必要と指摘した。とくに、現場のマネージャ、プ

ランナー、停止時スタッフなどは作業負荷が増大しており、どれに集中すべきか絞

れない状況。プラントのサポート、10 年毎の停止計画立案、寿命延長検討、福島第

一教訓反映対策などを行うエンジニアリングセンターも同様。 2. 前例のない取組、スキル不足

2017 年までに、半分以上のマンパワーを新しいものに入れ替える必要がある。リク

ルートが継続されているが、とくにメンテナンス関係のスタッフ・ニーズが増加し

ているが、それに十分対応できていない。 3. ASN との関係強化及び共通ビジョンの保有

福島第一発電所事故、TSN 法及び関連法令の施行、命令（2012 年 2 月）などによ

り、両者間の緊張関係が高まっている。 4. 産業安全

原子力安全及び放射線防護に比べて、産業安全が劣っていてよいわけではない。 5. EPR プロジェクト：

建設経験を通じて EDF 及びサプライヤは学んでいる。プロジェクトの実施方法も

変化してきた。 6. 野心的なビジネスポリシーによるチャレンジ

2015 年に、1300MWe シリーズである Paluel 発電所で、第 3 回 10 年毎炉停止が始

まるが、これは大きなチャレンジとなろう。 7. 原子力安全のリーダーシップ

世界最大の原子力運転者である EDF は、仏、英、米、中で困難に直面している。

リーダーシップは、マネジメントではなく、運転から目をそらせるある種のマネジ

メントに対する防御手段である、との INPO の定義に同意する。

3.1-52

◆ 原子力安全に関わるマネジメント：油断なく

EDF グループの原子力安全ポリシー グループ大の原子力安全ポリシーが 2012 年 2 月に初めて承認され、原子力発電所

に伝えられた。英国の EDF Energy が、ポリシー作成の初期段階でイニシアチ

ブを発揮した。 フランスでは、原子力運営部門が、ポリシーを踏まえた措置を実施した。（トレー

ニング体系への反映、原子力安全記念品（Nuclear Safety Memento）、許認可を

受けた原子力施設への指示、原子力安全及びマネジメントガイドの発行など） マネージャ：優先事項及びリーダーシップの重視 発電所のマネジメントが原子力安全を最優先することを明言。 ただし、現場のマネージャについては改善が進んでいない。マネジメント・アカデ

ミーの存在や確固たるコミットメントのお蔭で、よりよく鍛えられてはいるもの

の、軽重様々なタスクに忙殺され中核業務を十分に行えない部下への対応に追わ

れている。 中核の専門家がフランスでは困難な状況 運転員及び保守要員については大規模場な離職（turnover）が見込まれる可能性

を昨年注意喚起した。とくに保守要員については調達が容易でない。この問題は

依然解決されていない。 設計基準のよりよいマネジメント 設計基準と現状設備との食い違いの是正が遅れている。

(2) PRA の活用

(i) 制度・組織

a. 仏 ASN の規制での PRA の実施を促進する制度

フランス ASN では、米国のようなリスク情報を活用した原子炉監視プロセス（ROP）は採用していない。また、リスク情報を活用した規制の緩和には消極的である。

既存プラントについての事業者の PSA 実施は、定期安全レビュー（PSA）において、

プラントシリーズの代表ユニットについて行なわれている。ASN は、各シリーズ（900, 1300, 1450MWe PWR）の 10 年毎の PSR に先立って、そこで重点的に審査する事項をま

とめた書簡（安全性再評価のガイド）を EDF に送付しており、その中には、今回の PSRの中で実施すべき PSA のスコープも示されている。EDF は、これに従って PSA を実施

している。なお、PSA の開発及びスコープの拡張に関して、先に IRSN が実施して、そ

の後それを参考に EDF が実施するという方法がとられている。 例えば、900MWe 級 PWR の第 3 回 PSR に際しての安全性再評価のガイドの中では、

3.1-53

PSA の実施に関して下記スコープを示した。 ・従来の内部事象を対象とした出力運転時及び停止時のレベル 1 PSA ・火災 PSA（レベル 1）を追加する ・内部事象についてレベル 2 PSA を追加する

ASN の規制におけるリスク情報の活用

－既存プラントの安全性再評価（定期安全レビュー（PSR）） 安全性の妥当性の確認、安全性向上策の摘出・その効果の評価

－特定の安全問題の検討（例：ホウ素の希釈、サンプの閉塞） リスクの把握、安全性向上策の効果の評価

－運転経験のフィードバック 前兆事象解析による重要性

－新規プラントの設計上の安全性評価 安全性の妥当性の確認

(ii) 実施例

(3) 緊急時計画

フランスの原子力緊急事態時における体制は、図 3.1.3-1 に示すように、地方レベルと

全国レベル、さらに各々が事業者（EDF）側と規制側の計 4 つのグループに区分され

る。

3.1-54

図 3.1.3-1 フランスの緊急時対応組織の体制

Site MCC： 発電所の緊急時管理センター、Nuclear Department MCC：EDF 本社の緊急時管理セ

ンター、LCC：地方緊急時センター、LCT：発電所の緊急時技術チーム、HPCC：評価管理センター、

LGCC：リソース管理センター、NTCC：国レベルの緊急時技術サポートセンター、MASC/MARN：

核関連リスク管理委員会、PCO：作戦指揮本部、MCC Prefecture：部門対応センター、DDSC-COGIC：省庁間緊急時管理運営センター

フランスの原子力発電所の緊急時計画は、オンサイトに適用される所内緊急時計画（PUI）

とオフサイトに適用される所外緊急時計画（PPI）とから成っている（図 3.1.3-2）。

3.1-55

図 3.1.3-2 フランスの緊急時計画（発電所内及び発電所外）

PUI は、事業者（原子力発電所の場合は EDF）が作成及び発令、実施に責任を有してい

る。PUI は、原子炉を安全な状態に復旧すること、及び事故の影響を緩和することを目的

として作成され、その計画の中では、所内で実施される組織的な対策及びリソースが示され

ている。PUI は、所定の基準に基づき、関連する原子炉の状態、その環境、または根拠あ

る状況に応じて、事業者によって発動される。 一方で、PPI については、県知事が作成及び発令、実施に責任を有している。PPI は、

潜在的危険性のある事象発生時の短期間における住民の防護、及び事業者へ外部からの支援

の提供を目的として作成され、その中では、警報の発令、モニタリングの実施、公衆への通

報、医療サービス、避難、除染等に関連する様々なサービスや物的・人的リソースと担当組

織・部署が示されている。PPI は、住民を防護する対策（屋内退避、安定ヨウ素剤の投与、

避難等） が必要となる場合に、県知事によって発動される。

3.1-56

(i) 事業者（EDF）

a. サイトの対応

緊急事態の影響の評価及び緩和、発電所員の防護、及び政府機関への警告及び定期的な情

報提供を行う上で、緊急事態を制御下に置くために必要な組織的な準備並びに措置を実施し

なければならない。これらの措置は、事業者が準備するよう要求されている所内緊急時計画

（PUI）で規定されている。 当該原子炉の管理者またはその代理が緊急時対応に責任を負い、緊急時対応責任者として、

サイトの緊急時管理センター（Site MCC）を指揮する。Site MCC は状況評価、活動計画

の明示、国レベルの緊急時管理センター（Nuclear Department MCC）や地方公共機関へ

の情報提供、更にはメデイアへの情報通知を支援する。緊急時対応責任者は、当該施設の安

全、設備の安全保障、更には職員の（放射線）防護に対する責任を持つ。その範囲内で、施

設の運転に関する決定権並びに作業員の防護に関する責任を有している。運転チームは、状

況の回復に第一義的責任を有しており、当直長の責任の下、サイトの緊急時センター

（PLC：Poste locale de crise）を立ち上げ、適切な措置の実施、運転の継続並びに監視を

行い、事故時の技術データの情報伝達を行う。この運転チームは、以下の 2 つの専門家評

価チームの支援を受ける。この 2 チームは、EDF、ASN 及び IRSN との独自のプロトコル

により、国家緊急時技術対応チームに情報を提供する。 ・ 発電所の緊急時技術チーム（LCT）

- 発電所施設の状況解析及び進展予測を行う。 ・ 評価管理センター（HPCC）

- 事故による公衆及び環境への影響評価行う。 実際に措置を遂行するチームには、緊急維持管理チーム（LCC）、評価管理センター

（HPCC）、及びリソース管理センター（LGCC）がある。 ・ 緊急維持管理チーム（LCC）

- プラント制御室に置かれ、事故からプラントを安全な状態にするための対応、及び

負傷者に対する初期の応急手当てを行う。 - 運転シフトの活動を管理下に置き、運転シフトと安全技術者(ISR)を指揮する。

・ 評価管理センター（HPCC） - 気象条件や放射能濃度についてデータ収集する。 - 必要に応じて、発電所 MCC 内で活動。

・ リソース管理センター（LGCC）が緊急時対応措置の実施を支援している。 - 要員の移動のチェックと車両の利用の調整及び内部の資材の確保を行う。 - 要員の安全確保を行う。

3.1-57

b. 本社及び関係オフィスの対応

原子力発電部門長が、EDF 本社の緊急時管理センター（Nuclear Department MCC）を

指揮する。その役割は、Site MCC との常時連絡、並びに緊急時対応体制全体にわたり執る

べき措置の調整、EDF トップ、国の機関、並びに他の発電所への情報提供である。また、

技術面でNuclear Department MCCを支援する役割を持つ緊急時対応に関する国の技術サ

ポートチーム（NTCC）は、LCT、HPCC 及び IRSN とも連携している。 c. FARN（原子力事故即応部隊）

EDF は、ポスト福島アクションプランの 1 つとして、原子力事故即応部隊（FARN）を

創設した。その理由は、事故発生から 12 時間~24 時間後にクリフエッジ効果が発生する可

能性があることを解析によって認識したことから、24 時間以内に人及び資材をサイトに運

び込み、支援するための部隊が必要であると判断したことによる。

(a) 設計の想定 FARN の設計では、下記を想定した。

・ 1 サイト（全 19 サイトのうち）が事故状態 ・ インフラ（サイトに通じる道路など）が壊滅状態 ・ サイト職員の全てまたは一部が利用不能な状態 ・ 過酷な状況（放射線及び化学物質の危険に曝される状況）での作業

(b) FARN の全体的構成

FARN の体制は、国レベルと地方レベルから構成される。国レベルとは Paris に拠点

を置く FARN 司令部のことであり、地方レベルとは 4 ヵ所のサイト（Bugey、Dampierre、Civaux、Paluel）に設置されている実動部隊のことである。

3.1-58

図 3.1.3-3 FARN の配置図

これらの配置は、全てのサイトに十分に対応できるよう配慮されている。FARN は全

体で 300 人体制であり、司令部及び地方拠点の体制は下記のとおりである。 ・ FARN 司令部：30 人配置。6 人/チーム×5 チーム体制。 ・ FARN 地方拠点：各サイトに約 70 人配置。14 人/1 チーム×5 チーム体制。1 週間

毎の当番制。地方拠点 1 チーム（14 人）の構成は、以下のとおりである。 ① 班長 1 人 ② プラントの運転及びプロセスのエキスパート 6 人 ③ 保全のエキスパート（機械、電気、バルブ、熱交換器、計装、放射線管理）5 人。 ④ ロジスティックの係 2 人。

2016 年 12 月末までに 6 つの号機の事故に対応できる体制を整える予定である。

(c) 事故時の介入

3.1-59

図 3.1.3-4 FARN の介入の流れ

FARN の介入の流れを以下に示す。 ・ 12 時間以内に事故サイトに急行する。

- サイトのスタッフを支援するために、外部から専門性が高い人間を送り込む。 - サイトの設備が使用できない場合に備えて、炉容器及び SFP を冷却し、可能な限

り炉心損傷を防止するための水及び電気を供給する FARN の設備（可搬式設備）

を確保する。 - ロジスティック手段を用いて、資材や技術的サポートを確保する。

・ 24 時間以内に事故サイトで十分に活動できる体制を作る。 ・ 炉心損傷が起こった場合には、環境への放射性物質の放出を軽減する。 ・ 少なくとも 72 時間は EDF（現場+FARN）で対応できる自立性を保証する。72 時

間以降は、サイト以外の支援を受ける。例えば、協力企業及び Groupe Intra の設備、

外国の支援、消防及び軍隊のロジスティックなどである。

FARN は、下記を供給する。 ・ 水：非常用給水タンク、SFP、燃料取替用水タンクに可搬式ポンプを用いて補給す

る。 ・ 電気：計装及び照明灯などに可搬式 DG を用いて給電する。 ・ 空気：主蒸気逃がし弁、タービン動補助給水ポンプに可搬式エアコンプレッサーを

用いて動作させる。 ・ 燃料+全てのロジスティックを補給する。

3.1-60

現在、可搬式設備を用いて安全機能に供給するための接続ポイントの改修が行われて

いる。この改修は、接続ポイントをアクセスしやすい、及び地震及び洪水に耐えられる

場所に設置することを目的としており、2014 年末までに完了する予定である。また、ハ

ードンドコアの新しい設備（最終のディーゼル発電機、最終のヒートシンク）のための

追加の接続ポイントも 2018 年までに設置される予定である。

拠点から発電所への輸送手段は、ヘリコプター、自動車：4 輪駆動車、重トラック（ク

レーン、コンテナ、車積載）、及び輸送ボートである（FARN 隊員はヘリコプターを操縦

しない。ヘリコプターは EDF のグループ会社のものを使用し、緊急時の操縦について

もそのグループ会社と契約している。）

(d) 通常時の業務 地域拠点の FARN 隊員は、通常時の業務の 50%を FARN の活動（緊急事態に対応で

きる訓練）に時間を当て、以下の活動を行っている。 ・ 教育、演習、訓練 ・ 機材の保修、定期点検 ・ 記録の作成 残りの 50%の通常業務時間は本来業務に当て、FARN に必要な技能を維持・向上させ

る。 (1) ERO（緊急時対応組織）の活動

EDF の緊急時対応組織（ERO）の場所は、上述のように、各サイト及び本社等に分類さ

れる。所内緊急時計画（PUI）が発動した場合、事故サイトの ERO は 60 分以内に、EDF本社の ERO は 120 分以内に体制を整えなければならない（図 3.1.3-5）。

3.1-61

図 3.1.3-5 緊急時対応組織の行動のタイミング 上述のとおり、EDF の緊急時対応組織は、原子炉を安全な状態に復旧すること、及び事

故の影響を緩和することが目的であるが、緊急性（進行速度の速い事象）を要する場合には、

EDF が所外の防護措置（サイレンによる住民の屋内退避及びラジオ等による情報収集、即

時対応モード PPI が実施される区域への立ち入り制限、場合によってはヨウ素剤の服用）

を実施する即時対応モード（reflex phase）PPI を発動する（図 3.1.3-6）。 即時対応モードの継続時間は、技術的評価を実施する専門家機関が意見表明できるように

なるまでの数時間（最大 3 時間） に制限される。専門家機関の準備ができた段階で、即時

対応モードから協調モードに移行する。または、危険性が認められず、全てのハザードの兆

候がなくなり、放射性物質の放出がないことが確認された場合には、即時対応モードは解除

される。 進行速度が遅い場合（ 事故発生から FP 放出まで 6 時間以上）には、協調モード

（concerned phase）で PPI が実施される。協調モードでは、「専門家による評価」を基に、

県知事が救護作戦指揮本部長（DOS） として対策や範囲を決定し、作戦指揮本部（PCO） が対策を実施する。

3.1-62

図 3.1.3-6 PPI の即時対応モード（reflex phase）と協調モード（concerted phase）

◆ 国

ASN 及び関係省庁は、県知事が執るべき対策に関する助言体勢を整備する。特に、施設

の状態、当該事象または事故の深刻さ及び考えられる今後の展開についての評価が可能とな

るような情報や意見を提供する。 ASN

ASN は、TSN 法に従い、原子力緊急時の管理に関与する。ASN は、その権限内の全て

の問題に関して政府を支援し、緊急事態の発生した施設の安全性について公衆に情報を提供

する。原子力緊急事態時における ASN の役割を以下に示す。 ・ 事業者がしっかりとした対策を執ることを保証する。 ・ 知事に助言をする。 ・ 情報伝達・周知に貢献する。 ・ 国際条約の枠内で、所轄規制機関として活動する。

また、ASN は、以下の機能を有する緊急時対応センターを運営する。 ・ 適切な ASN 職員への警報発令

3.1-63

・ IAEA、欧州委員会（EC） 及び他の国への警報発令または情報発信 ・ 信頼できる条件の下、関係する複数のパートナーとの情報交換

図 3.1.3-7 原子力緊急事態時における ASN の役割

内務省の市民防護・危機管理総局（DGSCGC：direction générale de la sécurité civile et de la gestion des crises） 県知事が住民及び財産を防護する上で、適切な設備及び人的資源のバックアップを確保す

るために、省庁間緊急時管理運営センター（COGIC： centre opérationnel de gestion interministérielle des crises）及び核関連リスク管理委員会（MARN：Mission d'Appui à la Gestion du Risque Nucléaire） を担当する。 保健省 放射線影響に対する公衆の防護を担当する。 環境省（ 原子力安全の担当省庁） 責任下にある核関連施設に影響する、または放射性物質の輸送時の事象または事故につ いて、国内での情報伝達の調整を行う。 国防・安全保障事務総局（SGDSN： secrétariat général de la défense et de la sécurité nationale） 首相は緊急時対応ユニットを設置し、首相が主導的な役割を果たせるように、原子力・放

射線緊急時の省庁間調整委員会（ CICNR ： Comité interministériel aux crises

3.1-64

nucléaires ou radiologiques）の事務局としての役割を国防・安全保障事務総局（SGDSN）

に任せる。また、SGDSN は、緊急時演習を実施し、その評価も行う。なお、2009 年に、

国外の原子力発電所での仮想事故を模擬した重大な原子力リスクに関する緊急時演習を行

うために CICNR が招集された。 フランス気象局（Météo-France） 環境に有害物質が放出される事故時に、公的機関を支援（ 気象データの提供） する責任

を有している。

◆ 地方自治体（県知事） （発電所設置県の） 県知事は、事故によるリスクに対し、住民及び財産の防護に必要な

対策を決定する責任を有している。発電所周辺に対する所外緊急時計画（PPI）の枠内で活

動し、官民の設備及び人的資源の調整について責任を負う。住民や地方組織に対して事故に

関する情報提供を維持する。

3.1-65

(4) パブリックコミュニケーション

(i) 地域情報委員会（CLI）

a. 根拠 原子力施設の立地地域に設置される住民参加型の委員会。「1981 年 12 月 15 日付

首相通達」に基づいて立地地域の自治体によって設置され、その後に制定された

「2006 年 6 月 13 日付原子力安全及び透明性に関する法（法律第 2006-686 号、

通称「原子力安全透明法」（TSN 法））の第 22 条で、設置、活動などについて詳

しく規定された。従来の首相通達は法的拘束力のないものだったが、法律で規定

することによって、地域情報委員会の役割強化がなされた。

b. 目的 施設周辺の住民を含む様々なステークホルダーと情報を共有し、コミュニケーショ

ンを図ること、及び事業活動の監視である。

c. CLI 立地地点 現在、民生用原子力施設について、約 30 の地域情報委員会が設置・運営されてい

る。原子力施設の立地地点が近い場合には、複数の原子力施設に対して一つの CLI が設置されている。（図 3.1.3-8 参照）

d. CLI メンバー構成 施設周辺の住民を含む様々なステークホルダーと情報を共有し、コミュニケーショ

ンを図ることが目的であるため、委員会メンバーには、地方議員、労働組合の代表、

科学者（専門家）、環境保護団体の代表（原子力反対派）が入っている。CLI メン

バーの総数については法令で規定されておらず、個々の CLI にまかせる形になっ

ている。構成については、2008 年 3 月 12 日付原子力基本施設に対する地方情報

委員会に関する政令（第 2008-251 号）第 5 条で、具体的に規定されている。議

員はメンバー全体の 50％以上であること、その他のメンバーは 10％以上であるこ

とと定められている。

e. CLI の予算 CLI の活動予算は、TSN 法以前は、事業者、地方自治体などが負担していたが、

TSN 法によって国と地方自治体が 50％ずつ負担することになった。

f. CLI の統括組織 それぞれの CLI の活動実績について、情報共有を図り、政府機関などと意見交換

3.1-66

を行うため、「全国地域情報委員会（ANCLI）」が設立された。ANCLI は毎年 12 月にパリで年次大会を開催している。フランス中の CLI の代表者らが集まり、情

報交換などを行う場になっている。

g. CLI の活動 CLI の活動は一律に同じではなく、委員会によって活動に差があるが、主な活動

内容は以下の通りである。 平常時の活動

– 事業者や ASN からの事業活動、規制活動等の報告聴取 • 事業者、ASN 及び関係省庁は CLI に必要な情報をすべて伝える • CLI は ASN や関係省庁に対し安全に関するあらゆる質問を行える • 事業者は CLI からの質問に受領後 8 日以内に回答する

– 定例会合、年次総会の開催 • 年数回程度、定例会を実施。事業者や ASN からの報告、質疑、メンバー

間での議論、CLI の環境調査結果報告など。定例会は公開討論の場と位置

付けられており、一般の傍聴や報道関係者の参加が可能である。 • 議事録は発言者も含めて原則公開

– 住民との意見交換会の開催 – 広報誌やインターネットによる住民への情報発信 – 専門機関等への委託・協働による環境モニタリングの実施

• CLIGEET は、当該地域の地下水汚染に関する調査研究を独自に実施。そ

のための下部委員会も設置されている – 原子力防災訓練への参加 etc

トラブル発生時の活動 – トラブル発生直後のプロセス

• トラブル発生時、事業者は ASN・県地方長官・CLI の 3 者に対して速や

かに情報を伝える（法 22 条、54 条） • その後のプロセス（住民避難等）は県地方長官が中心 • 報道機関への公表は、基本的に事業者のコミュニケによる

– CLI の対応 • レベル 1 以上の場合、メンバー間では E-mail で共有 • 即時的に対応策を決定する権限や機能は持たない • 後日、事業者と ASN のレポートを比較して議論（臨時会合の開催） • 放射性物質漏えい等の場合、独自調査も実施可能

– トリカスタンの漏えいトラブル事例（2008 年 7 月 7 日） • 河川の船舶通行制限や飲料水利用制限等に発展、ワイン売上減少

3.1-67

• 7 月 18 日臨時会合開催、報道関係者が多数傍聴し議事に混乱も. 増設等や運転再開に関わる活動

– 原子力施設の立地・増設・変更時 • CLI は同意権限を持っていない（ただし諮問は行われる） • 一定規模以上の施設立地や変更時には、公開事前調査（enquête publique）や公開討論（Débat public）という市民参加制度が適用される

– MELOX 社 MOX 燃料加工工場の年間製造能力増強 – EDF の Flamanville3 号機（フランス初の EPR）建設 – トラブル後の運転再開時

• ASN は、運転再開にあたって CLI から意見聴取し、質問があれば回答す

る。 • 運転再開の最終決定権限はあくまでも ASN にあり、その決定が下された

段階では、「反対者はいるかもしれないが、その決定事項は遂行される」。 • CLI の場で地域振興施策が要請される例は見られないが、実際には･･･

– トリカスタンのトラブル発生後、施設周辺の農村地域の水道整備に対し、

AREVA 社から 40 万ユーロの資金提供 – ワインの売上減少に対しても、同社がワイン業者に多額の寄付

なお、CLI によって活動状況に差があるが、おおむね年に 3～4 回程度、定例会

を開催し、当該原子力施設で発生した事象について事業者から説明を受け、また必

要に応じて特定のテーマについて議論を行う。定例会は公開討論の場として位置づ

けられているため、一般の傍聴や報道関係者の参加が可能である。

避難計画策定事例 CLI は、平常時の情報共有のみにとどまらず、特別介入計画（防災計画）の改定

や事故後管理の方策検討における積極的な関与、立地地域関係者の関心喚起を目

的とした計算機システム（OPAL）の開発・利用への関与、原子力防災訓練への参

加と評価など、フランスの原子力防災体制の構築に幅広く関与している。特別介

入計画の改定に関与した事例は複数ある。 Golfech 原子力発電所の特別介入計画改定（2002 年）に際しては、19 ページに及

ぶ意見書を提出した。「防災哲学の進化」を図るためとされ、具体的には以下のよ

うな点がリストアップされている。 - 重大事故の可能性（水素発生、格納容器破損のリスク） - 特別介入計画の範囲（重大事故時の場合の範囲設定の適切性、区分概念の妥

当性） - 介入レベル・防護措置の妥当性（人口データの正確さ、安定ヨウ素剤の準備

等）

3.1-68

- 特別介入計画を PPA（プルーム通過地域）まで拡張する必要性 - 即応的な警告システムの整備 - 平常時及び緊急時のコミュニケーションの改善 - 子供に関する対策の改善（学校の生徒に対する対策の改善、保育園等への対

策範囲の拡大） - 事業者の危機管理体制を改善させるための必要な予算措置 - 第三者的な放射線状況の監視 等

また、福島第一発電所事故を踏まえて、Golfech の CLI でも当該事故に関する議

論が度々行われた。その結果を踏まえて、当該 CLI は県当局に対し、即時対応フ

ェーズにおける警告システム、特別介入計画の範囲、介入レベル、安定ヨウ素剤

の事前配布、災害弱者（妊婦、子供）、事故後管理、被災者への補償等について質

問を行った。こうした経緯を踏まえ、同県の特別介入計画は 2012 年にも再度改定

された。

3.1-69

図 3.1.3-8

3.1-70

(5) 主な参考文献 ・EDF Inspector General (IGSNR) Report 2012 ・DGSNR/SD2/No.760/2003, “Orientations du réexamen de la sûreté des réacteurs de

900 MWe à l'occasion de leur 3ème visite décennale”, October 9, 2003. ・基本安全規則（RFS）2002-01（PSA の拡張と使用） ・総合資源エネルギー調査会 原子力の自主的安全性向上に関する WG 第 5 回会合 資料

３「フランスにおける地域情報委員会と日本における含意－地域における自治体、事業

者、規制機関の役割の公式制度化」, 東京大学大学院法学政治学研究科 城山 英明 ・電力中央研究所研究報告書：Y12013, 「我が国における原子力防災制度改革の動向と課

題―フランスの原子力防災体制におけるステークホルダー関与の実態と我が国への教訓

―」

3.1-71

3.1.4 韓国

(1) 自主的安全性向上

(i) 原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組みを含む）

a. 原子力安全委員会（NSSC）

韓国における原子力安全規制は、韓国原子力安全技術院（KINS）と韓国原子力統制技術

院（KINAC）の技術的支援を受けながら、原子力安全委員会（NSSC）が行うことになっ

ている。 原子力施設の建設許可及び運転認可は、規制当局である NSSC に対して申請されるが、

申請者は原子力施設の建設及び運転の開始前に、総合的な安全評価を実施し、安全解析報告

書を NSSC に提出して安全審査を受ける必要がある。安全審査においては、NSSC の委託

で韓国原子力安全技術院（KINS）が技術的な審査・検査を実施した上で、NSSC が許認可

を発給することとなる。

b. 韓国原子力安全技術院（KINS）

KINS は、原子炉施設の許認可に関する安全審査、規制検査、安全規則や技術基準の研究

開発、放射線防護の技術的支援、環境放射線の監視と評価、緊急時対応等を実施する。

c. 韓国原子力統制技術院（KINAC）

KINAC は、保障措置、核物質の輸出入の管理、核物質防護、原子力関連施設と核物質に

関する研究開発を行う。

d. 韓国水力原子力（KHNP）

韓国水力原子力（KHNP）は国営の電力会社であり、国内の原子力発電事業は全て KHNPが実施している。 (2) PRA の活用

(i) PRA 利用の経緯

1994 年、KINS により原子力安全政策が示され、その中でリスク情報を規制や許認可の

申請に活用することが宣言された。

2001 年、KINS によりシビアアクシデント政策が示され、その中で国内の全ての原子力

発電所における PRA の実施が KINS より KHNP に対して規制要求として課された。

2006 年、KINS からの上記の要求を受け、KHNP は PRA モデルの開発を進め、運転中

3.1-72

の全ての原子力発電所におけるレベル１及び２PRA と、建設中の全ての原子力発電所にお

ける低出力・停止時 PRA（LPSD）を実施した。 2010 年以降、KHNP においては、PRA の結果を原子力発電所の運転や設計へのフィー

ドバックとして利用する取組が続けられている。 なお韓国における PRA の研究は、KHNP の中央研究所、韓国原子力研究院（KAERI）、

韓国電力技術株式会社（KEPCO E&C）などの不空数の機関で実施されており、PRA モデ

ルの開発、設計での PRA 活用、リスク情報を活用した運転安全やパフォーマンスの改善な

どが行われている。 (ii) 事業者による PRA 活用の例

KHNP は、PRA の結果を利用して以下のような認可変更を申請し、KINS より承認を受

けている。 許容待機除外時間（AOT：Allowed Outage Times、安全上の要求から多重性の機

能を持つ機器の片方が、故障やその復旧等の理由で待機状態にない期間）の延長。 サーベイランス試験間隔（STI：Surveillance Test Interval、原子炉における機器

への照射影響を調べるために、監視試験片を取り出して行う試験の実施間隔）の延

長 原子炉格納容器の総合漏えい率試験（ILRT：Integrated Leak Rate Test）の実施

間隔の延長

表 3.1.4-1 韓国における PRA 活用例

3.1-73

KHNP はプラントメーカーと連携し、各原子力発電所における PRA の結果を新設炉の設

計に活かしており、設計の変更により CDF 等の定量的指標が低下することを PRA により

確認している。

図 3.1.4-1 韓国における PSA に基づく設計改良

図 3.1.4-2 KHNP の運転実績

3.1-74

(iii) 規制当局による RPA の活用

韓国では、2001 年 8 月に発表された過酷事故政策声明書により、全運転中プラントでの

PSA（レベル 1 とレベル 2）の実施が指示されたが、法制化はされなかった。福島事故以降、

法制化の作業が進行中である。主な内容は以下の通り。 建設許可申請段階 －全出力運転時、内部事象と外部事象、レベル 1、2、3PSA

運転許可申請段階 －全出力運転時、内部事象と外部事象、レベル 1、2、3PSA －停止時•低出力運転時、内部事件と外部事象、レベル 1、2PSA

KINS は、既設炉と新設炉に対して、以下のような炉心損傷頻度（CDF）と早期大規模

放出頻度（LERF）に関する定量的な安全目標を設定している。 既設炉： CDF＜10-4、LERF＜10-5 新設炉： CDF＜10-5、LERF＜10-6

上記の安全目標を用いて、KINS は以下を行う；

① 建設及び運転許可申請時に安全目標に照らして安全性を確認する。特に今後の新

設炉に対してはレベル 3PSA が要求されるので、早期死亡リスク、潜在的癌死亡

リスクが安全目標を満たすかどうか審査される。 ② 認可変更申請の審査で、変更に伴うΔCDF（CDF＝炉心損傷頻度）やΔLERF

（LERF＝早期大規模放出）を安全目標に照らして変更承認の可否を判断する。 (iv) 福島事故後の取組

福島第一原発事故を受け、規制当局と学術界が共同で、原子力施設の安全確保に係る 50項目のフォローアップ措置を策定した。これを受け、KHNP は代替冷却系の設置、訓練プ

ログラムの改善、シビアアクシデント緩和系の強化等の安全性向上策を実施した。その後、

運転時のレベル２PRA モデル及び低出力・停止時のレベル１PRA モデルを更新した上で、

全ての原子力発電所において低出力・停止時 PRA を実施し、各発電所における CDF 及び

LERF の低下を確認している。

3.1-75

(3) 主な参考文献

・JANSI Annual Conference 2014 for Step up、韓国水力原子力発電会社資料 ・第 32 回日韓原子力産業セミナー概要報告、日本原子力産業協会 ・第 31 回原子力規制委員会資料「安全目標・性能目標について（海外の主な制度の概要）」 ・NEA/CSNI/R(2012)11,”Use and Development of Probabilistic Safety Assessment” Jan.

2013 (http://www.oecd.org/officialdocuments/publicdisplaydocumentpdf/?cote=NEA/CSNI/R(2012)11&docLanguage=En)

・「韓国における原子力発電所部品の品質関連文書偽造について」JNES (http://www.nsr.go.jp/data/000048363.pdf)

・「重大事故と PSA 規制要件化推進現況」2014 安全解析シンポジウム、2014.7.17、KINS（ハングル）

・第 6 回原子力安全条約国別報告書（韓国）2013 年 8 月 (http://210.218.197.2/pdf/Convention%20on%20Nuclear%20Safety%202013.pdf)

・「軽水型原子力発電所規制指針」2011 年 7 月、KINS（ハングル）

3.1-76

3.1.5 台湾

(1) 自主的安全性向上

(i) 原子力安全に関係する組織（安全性向上の仕組みを含む）

a. 原子能委員会（AEC）

AEC は行政院に設置され、原子力利用の推進と規制の両方を実施している。研究炉や商

用炉に係る原子力安全規制については、AEC の事務局の１つである原子力規制部と AEC内部の諮問委員会が行うこととなっている。 原子力施設の建設許可及び運転認可は、規制当局である AEC に対して申請される。申請

者は、建設開始前に予備安全解析報告書と予備環境報告を AEC に提出して建設許可を、そ

の後、運転開始前に最終安全解析報告書と最終環境報告書を提出して運転許可を受ける必要

がある。 安全解析報告書と環境報告書の形式等には、米国原子力規制委員会（NRC）の規制ガイ

ドが採用されている。安全審査及び環境影響審査は、それぞれの内部委員会により個々に審

査され、AEC の原子力規制部がその報告を受けた後、AEC 委員長から許認可が発給される。 運転許可証は 10 年間のみ有効であり、申請者は改訂された最終安全解析報告書と、そこ

から 10 年の運転が可能であることを示す評価報告書を AEC に提出し、再度許可を受ける

必要がある。 b. 台湾電力公司（TPC）

TPC は国営の電力会社であり、国内の原子力発電事業は、全て TPC が実施している。 c. 核能研究所（INER）

INER は、台湾において原子力研究開発を行う唯一の国立機関である。原子力基礎研究の

ほか、原子力施設の安全確保に関する研究や放射性廃棄物の処理処分に関する研究等を行っ

ており、PRA に関する研究開発も実施する。

3.1-77

(2) PRA の活用

(i) PRA 利用の経緯

台湾では、これまでに原子力発電所における PRA の活用は 3 フェーズ（段階）に分けら

れる。 フェイズ１（1982-1991）：（1982 年に開催された AEC と NRC の双方交流の後）、AEC

主導下台湾でのPRAの実施計画は本格的に開始された。同年、AECは米国NUSの協力下、

PRA の技術を導入した。1985 年に第 2 原子力発電所の PRA モデルを完成し、炉心溶融事

故、原子力発電所所内イベントや所外イベントによる炉心損害頻度（CDF）の評価に使っ

た。1987 年と 1991 年、第 3 原子力発電所の PRA が順次完成した。 なお、この段階で完

成された各発電所の PRA を Base PRA Model と言われる。 フェイズ２(1992-1997)：1994 年～1997 年に台湾電力公司が「原子力発電所の日常運転

監視に適用できる PRA」計画を発足し、第 1、第 2 及び第 3 原子力発電所の PRA モデルの

更新に活用した。この段階で、Living PRA モデル完成した。 フェイズ３(1997-現在)：1998 年に台湾電力公司が、危険情報の通達(Risk-informed

approach)手法を取り入れたPRAの技術を開始した。さらに、台湾電力公司が AECの INERの協力で、TRIM（TPC Risk Integrated Monitor）のソフトを開発し、自社の原子力発電

所に運用している。 なお台湾では、PRA の研究は INER で実施されている。INER は 1982 年により、フォ

ールトツリー解析や PRA 技術等を応用した研究開発を行ってきている。 (ii) 産業界における PRA の活用事例

TPC は 1995 年までに、運転中の全ての原子力発電所におけるレベル１PRA 及びレベル

２PRA を実施した。PRA 実施後に、安全対策の強化等を行い、再度 PRA を実施して、各

プラントにおけるリスクの低下を CDF 等の定量的な観点から確認している。また、1995年以降、台湾電力公司は 3 年毎に原子力発電所の PRA を更新している。

TPC は、PRA の結果を利用して以下のような認可変更を申請し、AEC より承認を受け

ている。 許容待機除外時間（AOT：Allowed Outage Times、安全上の要求から多重性の機

能を持つ機器の片方が、故障やその復旧等の理由で待機状態にない期間）の延長。 サーベイランス試験間隔（STI：Surveillance Test Interval、原子炉における機器

への照射影響を調べるために、監視試験片を取り出して行う試験の実施間隔）の延

3.1-78

長。 供用期間中検査（ISI：In-Service Inspection、安全上重要な設備等の経年劣化等

を定期的に確認する検査）の対象設備の検査頻度の変更。

表 3.1.5-1 台湾における PRA の活用例

1st NPP：第 1（金山）原子力発電所 2nd NPP：第 2（国聖）原子力発電所 3rd NPP：第 3（馬鞍山）原子力発電所

台湾では、規制当局は安全目標を設定していないが、事業者である TPC が、LERF＜10-6という定量的な安全目標を自主的に設定している。また、ストレステストにおいても、レベ

ル 1 及びレベル 2 の PRA が実施されている。

(iii) 規制当局による RPA の活用

台湾では、PRA の実施を明示的に要求する規定はない。例として、定期安全レビュー

（PAR）に関する 2003 年 1 月 15 日施行「原子炉施設管理法（原文：核子反応器施設管制

法）」第 9 条では、“原子炉施設が運開後、最低限 10 年毎に 1 回の施設全体の安全評価を実

施すること。”と要求されており、PRA の実施を明示的に要求する規定はない。しかしなが

ら、本条項で要求される安全評価の一部として PRA の結果が提出されている。認可変更申

請の審査においては、変更に伴う CDF や LERF の変化量を安全目標に照らし、変更を承認

すべきかどうかを判断している。また、規制へのリスク情報の活用に関しては、NRC の規

制ガイドを活用している。

(iv) 福島事故後の取組

1995 年までに各プラントにおける（レベル 1 及び 2）PRA が実施されているが、現在、

全てのプラントにおいて最新の知見及び１F 後に措置された安全対策を踏まえた地震 PRAを実施中であり、2015 年中期に完了予定である。

3.1-79

(3) 主な参考文献

・JANSI Annual Conference 2014 for Step up、台湾電力公司資料 ・第 29 回日台原子力安全セミナー概要報告、日本原子力産業協会 ・Institute of Nuclear Energy Research(2009) PRA Quality, Peer Review Results of

Taiwan NPPs, 7th USNRC/TAEC Bilateral Technical Meeting, 11~13 May 2009 ・INER2009 年年報、INER－PRA 活用 ・AEC ホームページ(http://www.aec.gov.tw/english/index.html（英語版）） ・「福島事故に対応する第二原子力発電所ストレステスト報告」台湾電力公司, 2013 ・EU Peer Review Report of the Taiwanese Stress Tests, 2013 ・JANSI2014 年会議資料“PRA Applications in Taipower’s NPPs”, 2014 ・“原子力発電所の 10 年毎の PSR の実施について”, AEC, 2011） ・“第一原子力発電所の LERF 及び AFPCS 分析更新について”、周源卿ら

3.1-80

3.2 軽水炉安全技術の維持・発展に係る取組に関する動向

本節では、軽水炉安全技術の維持・発展に係る各国及び国際機関における取組について調

査する。調査結果を表 3.2-1 に示す。また、各国及び国際機関における個別または特徴的な

情報を 3.2.1 項以降に示す。

3.2-1

表 3.2-1 各国及び国際機関の主要な原子力安全研究情報（米国）

項目 米国

DOE EPRI

（１）安全研究の体制・

予算

－安全研究に関わる

組織

エネルギー省（DOE）の中の原子力エネルギー（NE）局が、連邦政府による原子力の研究開発を担当す

る。NE局の研究目的の一つは、“既設炉の信頼性を向上させ、安全性を維持し、寿命を延長する技術ま

たは他のソリューションの開発“とされている。

http://energy.gov/ne/mission

NE 局以外に、科学局が各種エネルギー関連基礎科学研究（原子力関連では、核融合、高エネルギー物

理、核物理を含む）を推進する。（必要性について要確認）

http://science.energy.gov/about/organization/

電力研究所(EPRI)は、1972年、公共エネルギーおよび環境研究のための独立非営利組織として設立。全

米国原子力発電所所有者/運転者、海外20カ国の電力会社が参加。

NRCとEPRIは「原子力安全共同研究に関する覚書(MOU)」を締結し共同研究プログラムを実施。また、DOE

とEPRIも覚書（調整会議の実施、関心のある問題の研究結果の共有など）を締結し、DOEは長期的R&Dと

してEPRIに出資し、EPRIはR&D実施のためにDOE傘下の国立研究所を利用して成果を上げる。

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.4,5,32,33）

2014年の研究分野：

材料（1次系腐食、SG管理、BWR容器および内部構造物、PWR材料信頼性、溶接補修と技術センター）、燃

料信頼性、使用済み燃料／高レベル放射性廃棄物、長期運転、非破壊評価、機器信頼性、リスクと安全

マネジメント、改良型原子力技術、化学・低レベル廃棄物・放射線管理など

（原子力プラントのリスク・安全に関するEPRIの研究.pdf、p.14）

－各組織の役割分担 基礎的な研究開発

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.7）

共同プロジェクトによる技術開発、統合、応用

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.7）

－安全研究に必要な

施設（研究炉、熱水

力試験施設、燃料試

験施設等）

－その運用（予算、人

員）

－施設の保有主体

国立研究所；

http://www.energy.gov/about-national-labs

R&D 実施のため国立研究所を利用：サンディア、アイダホ、ローレンスバークレー、アルゴンヌ、オー

クリッジ、ロスアラモス、パシフィックノースウェスト、ローレンスリバモア、サバンナリバー等

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.33）

自社の施設としては、Charlotte 研究施設（溶接、冶金、非破壊検査、性能実証等）を有する。国立研

究所の他に、大学や民間研究機関を利用することもある。

(EPRI Nuclear Laboratory Facilities.pdf)

－予算配分 連邦政府は、DOEの NE局に予算配分することにより研究開発を支援する（IAEA Country Profile 2014）。

NE局の予算請求；7.354億ドル（2014年度）

（DOE Office of NE FY2014 Budget Request.pdf）

科学局の予算請求（必要性について要確認→科学局では、核物理、核融合、高エネルギー物理、計算科

学その他の本当に基礎研究に類する分野を対象としているため除外）

http://science.energy.gov/budget/

http://science.energy.gov/budget/budget-by-program/

－予算配分における

優先順位付の指針

2010年発行のロードマップあり。

（DOE Nuclear Energy Roadmap.pdf）

福島事故以降、NE 局は事故耐性を有する燃料及び計装といった、安全関連の問題に取り組むための多

数の新たな研究活動に従事している。NE 局はまた、モデリング及びシミュレーションに、革新的高性

能コンピュータ技術を使用している。（IAEA Country Profile 2014）

（要確認）

（EPRI 2013 Financial Statement.pdf）

－予算配分分野の考

え方

（NRC）

・1997年、NRCと EPRIは「原子力安全共同研究に関する覚書(MOU)」を締結。2007年に改訂。

・目的は異なっても、データや研究成果の価値は共通。研究資源を節約し不要な重複を避けるため、両

者に利益がある時には、特定の分野で共同研究を行い、成果の共有やコストの分担を図ることに同意。

・対象とする研究選定の考え方：共通の関心があること、研究成果が活用できること、施設の安全に貢

3.2-2

献できること、リスク低減にインパクトがあること、研究資源のてこ入れを行う機会となること、タイ

ムリーであること。

http://www.nsr.go.jp/archive/nsc/anzen/shidai/genan2010/genan054/siryo3-1.pdf

（２）原子力規制当局と

利用関連機関の共同研

究

－利害相反制度の状

況（国、産業界の別など）

利益相反に関する政策声明書が定められている。

http://www.epri.com/About-Us/Documents/Governance/COIpolicy082710gov.pdf

－規制当局と利用関

連機関との共同研

究

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.32）

（３）直近の安全研究の

傾向

－軽水炉安全分野の

中で各国・各機関が

近年重点的に取組

を強化している分

野とその内容

（要確認）

・事故耐性を有する燃料及び計装

・革新的高性能コンピュータ技術を用いたモデリング及びシミュレーション

（IAEA Country Profile 2014）

福島事故関連 R&Dの範囲

・根本原因の技術的評価

・外部事象

– 地震

– 洪水

・シビアアクシデントマネジメント

・使用済燃料プール

・放射性物質放出の緩和

（原子力プラントのリスク・安全に関する EPRIの研究.pdf、p.24）

（EPRI The Way Forward.pdf）

3.2-3

表 3.2-1 国及び国際機関の主要な原子力安全研究情報（仏国）

項目 仏国

IRSN CEA その他（ANDRA）

（１）安全研究の体制・

予算

－安全研究に関わる

組織

IRSN は原子力安全研究を実施している原子力安全ユニット、放射線防護ユニット等が

ある

http://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Research-units/Pages/Res

earch-units-2598.aspx

科学評議会が、研究プログラム作成へのコメント、成果に対する評価を行う

http://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Scientific-Council/Pages

/The-IRSN-Scientific-Council-3137.aspx

研究政策委員会という諮問組織がある

http://www.irsn.fr/EN/Presentation/governance/Pages/COR.aspx

国立研究機構（ANR－Agence de Nationale de la Recherche）は研究プログラム（国内

の）を提案し支援する。

参考文献：

(1) Gouvernement、“Programme 190: Recherche dans les domaines de l’energie, du

developpement et de la mobilite durables”、Extrait du bleu budgetaire de la

mission: recherché et enseignement superieur, 07/10/2014、

CEA内の安全研究に関わる組織：

CEAの管理理事会（Conseil d’administration）が研究の主な方針や経済

的な選択等を決定する。

原子力エネルギー委員会（Comite de l’Energie Atomique）は閣僚委員

会として、CEA の原子力関連研究プログラムを指定する。構成：首相ある

いは指名された大臣が会長を勤める。CEA の代表の他に、首相が選抜する

人物及び環境大臣が選抜する人物がメンバーとして参加する。

化学評議会（Conseil Scientifique）は 科学的な方針を提案し、CEA の

研究を評価する。

化学評議会の他に、研究の方針と結果等を評価するもう一つの組織は外部

評議会（Visiting Committee）である。当評議会は国際専門家から構成さ

れている。一つの目的は研究の面で世界における CEAの位置づけを判断す

ることである。

また 2006年から、研究・高等教育評価機関（AERES－Agence d’evaluation

de la recherche et de l’enseignement superieur）は独立行政機関と

して、定期的に CEA を研究開発の面で評価する。ただし、2013 年 7 月 22

日付の法律に従って、研究・高等教育評議会がこの役目を受け継ぐことと

なる予定である。（２）（３）

参考文献：

(1) CEA、 « Rapport Annuel 2013 »、2014

(2) AERES、“Rapport d’evaluation du Commissariat a l’energie atomique

et aux energies alternatives (CEA) ” 、 Aout 2014 、

http://www.aeres-evaluation.fr/content/download/23996/368932/file

/AERES-S1-CEA.pdf

(3) Legifrance 、 “ LOI n°2013-660 du 22 juillet 2013 relative a

l’enseignement superieur et a la recherche”、22 juillet 2013

－各組織の役割分担 IRSN が行う研究のミッションは、研究科学的知見の獲得だけでなく、技術リスクマネ

ジメントツールの開発、組織内の専門家育成

http://www.irsn.fr/EN/Research/Pages/Home.aspx

仏国レベル、EUレベル、国際レベルでの共同研究に参画（原子力安全を含めて）

http://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Scientific-collaboration

/Pages/Scientific-collaborations-3387.aspx

国際共同研究：

- インド：主にナトリウム冷却高速炉の安全関連研究

－安全研究に必要な

施設（研究炉、熱水

力試験施設、燃料試

験施設等）

－その運用（予算、人

員）

－施設の保有主体

研究所（１７か所）及び共同研究所（３か所）

http://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Research-units/nuclear-s

afety-unit/Pages/Nuclear-Safety-Unit.aspx

（各施設の概要にリンク）

研究予算は総予算（2010年は 296.4MEユーロ）の 43.3％

（原子力安全分野がどれくらいかの情報なし。）

＜2010年の年報＞

CEAの研究所（科学センター５か所：原子力安全含む）

http://ja.wikipedia.org/wiki/%E5%8E%9F%E5%AD%90%E5%8A%9B%E3%83%BB_%E4%

BB%A3%E6%9B%BF%E3%82%A8%E3%83%8D%E3%83%AB%E3%82%AE%E3%83%BC%E5%BA%81_(

%E3%83%95%E3%83%A9%E3%83%B3%E3%82%B9

（核施設の概要にリンク）

原子力安全分野の予算、人数は不明（CEA が軍事研究も行っており、情報を余

り公開していない可能性あり）

研究インフラ

http://www.andra.fr/internation

al/pages/en/menu21/waste-manage

ment/research-and-development/r

esearch-infrastructures-1621.ht

ml

3.2-4

総人員は 2010年時点で 1768人。85.5人が博士号を保有。ポストドクターが 23人。

（原子力安全研究従事者についての情報は見当たらず。調査中。）

＜同上＞

IRSN は、原子力を促進する組織と規制機関の分離を守るため、原子力施設を所有する

ことが出来ない（１）。原子力安全関連研究を継続するように、2002 年 2 月 22 日付の政

令「Decret n°2002-254 du 22 fevrier 2002 relatif a l’institut de radioprotection

et de surete nucleaire」の条項第 26番は CEAが所有する原子力施設を IRSNに供用す

ると要求する（２）。共用の要件は定期的に更新される IRSN・CEA条約が指定する。

例：研究用原子炉 CABRIと PHEBUS（３）。

参考文献：

(1) IRSN、“La creation de l’IRSN”、Mars 2002

http://nrd.irsn.fr/document/site_1/dospdf/1158135721dp_creation_irsn.pdf

(2) Legifrance、“Decret n°2002-254 du 22 fevrier 2002 relatif a l’institut de

radioprotection et de surete nucleaire”、22 fevrier 2002

http://www.legifrance.gouv.fr/affichTexte.do?cidTexte=JORFTEXT00000022631

7&categorieLien=cid

(3) IRSN、“Rapport d’Activite IRSN 2002”、2003年

http://www.irsn.fr/FR/IRSN/Publications/rapports-annuels/Documents/rappor

t_d_activite_2002.pdf

各研究プログラムは主に、実験と物理現象のシミュレーションモデルの比較を

踏まえてを行う。設備は主に 4つ：Tamaris（地震実験）、Mistra（水素リスク）、

Plinius（コリウム）、Verdon（核分裂生成物の放出）。詳細は：

CEA、”Les recherches du CEA sur la surete nucleaire“、Dossier de Presse、

Fevrier 2012

http://www.cea.fr/content/download/78243/1501891/file/DOSSIER_surete_n

ucleaire.pdf

－予算配分 R&Dプラン

http://www.andra.fr/internation

al/pages/en/menu21/waste-manage

ment/research-and-development/c

ontent-of-r-d-plans-1622.html

－予算配分における

優先順位付の指針

研究プログラムの一覧（原子力安全は１４件）

http://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Research-programmes/Page

s/Research-programmes-2966.aspx

（各プログラムの技術的詳細にリンク）

（予算配分、優先順位付け指針情報なし）

3 年間の目的とその目的を果たすために政府が振り当てる融資は定期的に更新

する CEA・政府間契約を通じて指定される。

－予算配分分野の考

え方

（２）原子力規制当局と

利用関連機関の共同研

究

－利害相反制度の状

況（国、産業界の別など）

－規制当局と利用関

連機関との共同研

究

（３）直近の安全研究の

傾向

－軽水炉安全分野の

中で各国・各機関が

近年重点的に取組

を強化している分

福島事故関連の研究プログラム（2件）はあるが、取り組みを強化している分野に関す

る情報なし。

研究の方針：

２世代と３世代型原子炉対象の安全研究：

CEAでは安全関連研究は大きく二つの方向がある：1．地震に対する施設の挙動、

2．重大事故における原子炉の挙動

１．地震に対する施設の挙動：

3.2-5

野とその内容

重大事故における物理現象の知識を深めること研究が優先される。目的は重大事故の緩

和措置の効果を判断することである。予算が下がる中、IRSN は臨界関連実験プラット

ホームへのアクセスを確保するように、DOEの臨界関連研究プログラムに協力すること

をもう一つの目的としている。臨界実験のプラットホームとなっていた Valduc（CEA）

のリノベーション計画が中止となった理由もある。

その他に研究の対象となる課題：人的・組織的因子、設備の老化。さらに、静的システ

ムが中心となる原子炉の設計を評価するために、欧州の静的システム関連研究プログラ

ムに参加することを目指す。

地球科学における研究に関して、目的は重大地震による非線形効果をより正確に予想す

ること及び大西洋とイギリス海峡における津波による効果のモデル化である。

福島の事故に応じて、ANRが指定した研究プログラムを実施する。内容は事故によって

放出される放射性物質の環境における移入と効果の特徴づけの向上である。この研究に

おいて、IAEAと協力して結果を Symbioseプラットホーム(シミュレーター)の結果と比

較する予定である。

参考文献：

(1) Gouvernement、“Programme 190: Recherche dans les domaines de l’energie,

du developpement et de la mobilite durables”、Extrait du bleu budgetaire de la

mission: recherché et enseignement superieur, 07/10/2014

福島の事故に応じて原子力安全強化を目的に ANR が融資するプログラムの一部は IRSN

が 対 応 す る 。 ANR の リ ス ト ：

http://www.agence-nationale-recherche.fr/investissementsdavenir/documents/201

3/RNSR-selection-2011.pdf

2012年 1月 31日付の条約「Convention du 31 janvier 2012 entre l’Etat et l’Agence

nationale de la recherche relative au programme d’investissements d’avenir

(action : “recherché dans le domaine de la surete nucleaire et de la

radioprotection”) 」が当プログラムの流れを指定する。

http://www.legifrance.gouv.fr/affichTexte.do?cidTexte=JORFTEXT000025338482

実験は Saclay にある Tamaris の設備で主に行うが、これ以上進行す

るには新しい設備が必要になった。より大きいモデルと大規模振幅を

可能とする設備を建設する Extam 計画が進んでいる。

２．重大事故における原子炉の挙動：

水素のリスクにおける研究項目：格納容器における水素の分布と階層

化

核分裂生成物の放出と拡散：UO2 による生成物に関して把握度が高い

ため、目的は MOXによる生成物に関する把握度を同じレベルに持ち上

げること。

コリウムの挙動：研究における実験は特に Pliniusの設備（Cadarache）

で実施する。研究項目は下記の三つの相互反応：

溶融燃料・原子炉キャビティ反応

溶融燃料・水反応

原子炉容器貫通の場合、溶融燃料・ベースマット反応

研究の目的は原子炉容器とベースマットの貫通を不可能にすること。

CEAによる研究開発は特に PSRに事業者と IRSNに活用される。

４世代型原子炉対象の安全研究：

Forum international Generation IV の枠組みにおいて行う研究の方

向は二つ： RER-Na型高速中性子原子炉（Astrid等）と RER-G型高速

中性子原子炉（Allegro）。

項目は主に：

反応度のコントロール：ネガティブボイド係数原子炉が検討中

（実験的検証未完）

重大事故の抑制：コリウムの回収、長期的冷却

余熱排出の改善：静的・動的系統の導入による冗長化

閉じ込め制御の改善（ナトリウム特殊のリスク等）

ナトリウム・水反応のリスクの消滅

参考文献：

(1) CEAのホームページ、“Les recherches du CEA sur la surete nucleaire”、

Mai 2014

http://www.cea.fr/energie/surete-nucleaire/les-recherches-du-cea-

sur-la-surete-nucleaire

(2) CEA、”Les recherches du CEA sur la surete nucleaire“、Dossier de Presse、

Fevrier 2012

http://www.cea.fr/content/download/78243/1501891/file/DOSSIER_sur

ete_nucleaire.pdf

福島の事故を踏まえて、原子力における知識と研究に重大な欠落がないと判明

されたが、原子力安全と放射線防護の強化研究プログラムを融資するように、

ASTRIDの予算から 2500万€（CEA）、放射性廃棄物の処理・貯蔵に関する研究の

予算から 2500 万€（ANDRA）が割り当て直された（全額 5000 万€）。融資先は国

立研究機構（ANR－Agence nationale de la recherche）となった。

ANR が融資するプログラムの一部を対応する。プログラムのリストは下記のリ

ンク先に記載されている：

http://www.agence-nationale-recherche.fr/investissementsdavenir/docume

nts/2013/RNSR-selection-2011.pdf

参考文献：

3.2-6

(3) CEA、 « Rapport Annuel 2013 »、2014

(4) Commission des Finances, de l’economie generale et du controle

budgetaire, « Mission d’evaluation et de controle – Gestion des

programmes d’investissements d’avenir relevant de la mission

« Recherche et enseigenement superieur » », compte rendu n°28、14

juillet 2014 、

http://www.assemblee-nationale.fr/14/pdf/cr-mec/13-14/c1314028.pd

f

3.2-7

表 3.2-1 各国及び国際機関の主要な原子力安全研究情報（EU 及び OECD/NEA）

項目 EUの枠組みで行っている共同研究 OECD/NEAの枠組みで行っている共同研究

Framework Program（FP） -

（１）安全研究の体制・

予算

－安全研究に関わる

組織

CORDIS (Community Research and Development Information Service)に EU 大の共同研究開発

情報をまとめて掲示

http://cordis.europa.eu/fp7/home_en.html

FP7 の目的は、EU 域内の競争力を高めること、域内で必要な研究をサポートすること。研究分

野は、核融合、廃棄物処分、原子力、放射線防護。

http://www.bfs.de/en/bfs/forschung/nks.html/7RP.html

－各組織の役割分担

－安全研究に必要な

施設（研究炉、熱水

力試験施設、燃料試

験施設等）

－その運用（予算、人

員）

－施設の保有主体

（加盟各国がそれぞれ及び共同の研究施設を利用）

FP7（2007年～2013年）の 2013年研究および技術革新予算は 108億ユーロ。

（安全研究の予算、人員は、調査中。下記のプロジェクト情報を詳細に見る必要あり？）

http://ec.europa.eu/research/fp7/index_en.cfm

HORIZEN20（2014 年～2020 年の 7 年間をカバー）の総予算は約 800 億ユーロ。健康、エネルギ

ー、その他さまざまなテーマをカバー。

（安全研究の予算、人員はまだ情報なし）

http://ec.europa.eu/programmes/horizon2020/en/what-horizon-2020

http://ec.europa.eu/programmes/horizon2020/en/h2020-sections

各国の主な研究施設（2010年版）

https://www.oecd-nea.org/science/ .../nea6947-Research-Test-JAP.pdf

NEA/CSNI/R(2007)6, Nuclear Safety Research in OECD Countries: Support Facilities for Existing and

Advanced Reactors (SFEAR), 2007

－予算配分 EUのフレームワーク・プログラム 7のプロジェクト

http://www.bfs.de/en/bfs/forschung/nks.html/7RP.html

（下段の Vol.I～IIIを丹念に見て、原子力安全に関するものを取り出す必要あり）

OECD/NEAがコーディネートしている実験研究プログラム

・原子力安全、廃棄物処分、放射線防護

http://www.oecd-nea.org/jointproj/

（各プログラムの概要（予算、期間含む）にリンク）

福島事故教訓対応安全研究

http://www.oecd-nea.org/fukushima/#2

－予算配分における

優先順位付の指針

－予算配分分野の考

え方

（２）原子力規制当局と

利用関連機関の共同研

究

－利害相反制度の状

況（国、産業界の別など）

－規制当局と利用関

連機関との共同研

究

OECD諸国における規制と産業界の共同研究（2003年）

http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/nea4413-research.pdf

（３）直近の安全研究の

傾向

3.2-8

－軽水炉安全分野の

中で各国・各機関が

近年重点的に取組

を強化している分

野とその内容

シビアアクシデント分野：SARNET

原子炉容器内における事故進展中の事象

早期格納容器（原子炉建屋）破損を引き起こす事象

晩期格納容器破損を引き起こす事象

FP の放出及び移送に関する事象

SFP 内における事象

シビアアクシデントに関する新規項目

福島事故対応安全研究（既出）

以下の共同研究が行われている。

原子力安全研究

・ハルデン炉プロジェクト：高燃焼度燃料、ヒューマンファクタ

・ATLAS プロジェクト：熱水力

・BIP-2：ヨウ素挙動

・BSAF：福島第一事故のベンチマーク

・Cabri 水ループプロジェクト：高燃焼度燃料

・HEAF プロジェクト：高エネルギーアーク故障

・HYMERES プロジェクト：格納容器内水素リスク

・LOFC プロジェクト：ガス炉の冷却材喪失

・PKL-2 及び PKL-3 プロジェクト：SG 熱輸送

・PRISME-2 プロジェクト：火災進展

・ROSA-2 プロジェクト：熱水力

・SCIP プロジェクト：燃料破損挙動

・SERENA プロジェクト：蒸気爆発

・SFP：熱水力

・STEM プロジェクト：ソースターム

・THAI-2 プロジェクト：ヨウ素、水素の挙動

原子力安全データベース

・CADAK プロジェクト：ケーブル経年化

・CODAP：機器の経年化

・FIRE プロジェクト：火災事象

・ICDE プロジェクト：共通原因故障

核科学

・TAF-ID プロジェクト：新型燃料

放射性廃棄物管理

・CPD：廃止措置

・TDB プロジェクト：放射性廃棄物処分

放射線防護

・ISOE：従業員被ばく

3.2-9

3.2.1 米国

(1) 安全研究の体制・組織

米国では、安全研究の実施において国立研究所た重要な役割を果たす。表 3.2.1-1 に、各

国立研究所の特徴を示す。なお、国立研究所の所管官庁はエネルギー省（DOE）である。

表 3.2.1-1 DOE が所管する国立研究所 研究所 人数

（人） 予算（＄） 研究内容（例）

エイムズ国立研究所 450 50M 材料、化学・生物学、環境保護 アルゴンヌ国立研究

所 3350 722M

（FY13） 先進ｺﾝﾋﾟｭｰﾀ科学、原子物理、加速器科学技術、応用材料

科学、化学工学、応用原子力科学技術、システム工学 ブルックヘブン国立

研究所 3000 原子物理、光子科学、ナノ物質、量子色力学、気候変動、

持続可能エネルギー、地球規模エコシステム フェルミ国立加速器

研究所 1750 粒子加速器、粒子物理、プラズマ物理など

アイダホ国立研究所 3500 応用原子力システム、先進燃料サイクル、次世代原子炉、

原子炉安全解析、核不拡散、ワイヤレス通信 ローレンスバークレ

ー国立研究所 4200 819M

（FY13） 物理、化学、原子力科学、加速器、計算科学・数学、地

球科学、材料科学、生命科学、ゲノム、物理生物科学 ローレンスリバモア

国立研究所 5800 1.5B

（FY13） バイオセキュリティ、テロ対策、防衛、エネルギー・環

境セキュリティ、諜報、核不拡散、核兵器など ロスアラモス国立研

究所 10000 バイオ科学、高エネルギープラズマ・流体、材料科学、

国家安全保障・兵器科学、センサー・情報システム 国立エネルギー技術

研究所 1500 ボイラー・タービン・燃料電池など高効率化、石炭火力

発電所排出物制御、炭素回収貯留、天然ガス・原油 国立再生可能エネル

ギー研究所 2500 271M

（FY14） 再生可能エネルギー開発・効率改善、再生可能エネルギ

ーシステム統合、再生可能エネルギー利用の燃料 オークリッジ国立研

究所 4400 1460M 先端材料、クリーンエネルギー、国家セキュリティ、中

性子科学、原子力科学、ｽｰﾊﾟｰｺﾝﾋﾟｭｰﾀｰ利用 パシフィックノース

ウェスト国立研究所 4500 電力インフラ、エネルギー効率・再生可能エネルギー、

原子力・環境、気候変動科学、応用原子力科学 プリンストンプラズ

マ物理研究所 450 86M

（FY12） 核融合理論・実験、基礎プラズマ科学、プラズマ宇宙物

理 サンディア国立研究

所 10000 核兵器、材料科学、国土安全保障、核不拡散、ｻｲﾊﾞｰｾｷｭﾘ

ﾃｨ、原子炉安全、バイオ科学、放射線影響、核融合

3.2-10

研究所 人数

（人） 予算（＄） 研究内容（例）

サバンナリバー国立

研究所 825 放射能汚染サイト環境修復、放射性物質処理処分輸送、

原子力施設除染・デコミショニング、国土安全保障 SLAC 国立加速器研

究所 2000 宇宙物理、バイオロジー、基礎粒子物理、環境科学、材

料、化学・エネルギー科学 トーマスジェファー

ソン国立加速器研究

所

800 核物理、加速器、低温学、放射線検出器、医療用画像設

備・自由電子レーザー、超電導利用無線技術

出典：http://www.energy.gov/about-national-labs (2) 直近の安全研究の傾向

a. EPRI

EPRI による福島第一事故後の主な研究報告の例を以下に示す。

1. 地震評価ガイダンス作成（2013 年 2 月）

NRC の短期タスクフォース（NTTF）勧告 2.1 を踏まえ、設計基準地震の再評価に関す

る情報提供要求への対応のために、NRC との協議を重ねながら、産業界としての標準的な

評価手順を地震評価ガイダンスとしてまとめた。アップデートされたサイト個別の地震ハザ

ード及び地震応答スペクトルのスクリーニングの考え方、地震リスクの評価方法などを示し

ている。

3.2-11

図 3.2.1-1 地震ハザード評価の標準的実施手順

3.2-12

2. BWR における長期全交流電源喪失事故時のタイムリーな冷却確立に関する技術的根拠

の提供（2014 年 2 月） BWR で長期に亘る全交流電源喪失（ELAP）が生じた場合の熱水力現象を解析するため

に、米国内で一般的に利用されている事故解析コード MAAP Ver.4（MAAP4）を使用する

場合の技術的根拠（解析における仮定やモデル、MELCOR による熱水力解析との比較、

GE が実施した試験との比較など）を概説。 結論として、これらの解析や試験結果との比較から、MAAP4 は、従来の熱水力解析とよく

一致すると述べている。

図 3.2.1-2 燃料被覆管温度の変化に関する MELCOR 解析との比較

3.2-13

図 3.2.1-3 GE の試験装置

3.2-14

図 3.2.1-4 GE の試験結果との比較

3. MAAP5 の利用ガイダンス作成（2014 年 5 月）

事故解析プログラム MAAP の Version5（MAAP5）を利用するためのガイダンスを作成

した（MAAP4 の利用ガイダンスを更新）。MAAP5 の利用と本書の活用とにより、解析実

施者にとって業務がより効率的となり、より高品質なレベル 1の確率論的リスク評価（PRA）

や熱水力解析が可能になるとしている。なお、MAAP5 の利用については、全 4 フェーズの

プロジェクトを数年に亘って実施中である。本ガイダンスはフェーズ 1 のもの。今後も関

連する報告書が作成される見込である。

3.2-15

図 3.2.1-5 MAAP5 の Windows 画面（メインメニュー）

4. SFP（使用済燃料プール）のハザード解析に関する研究動向報告（2014 年 6 月） 使用済燃料プール（SFP）のハザード解析に関する EPRI 及び国際協力プロジェクトの動

向について NRC に報告した。SFP に関わる確率論的リスク評価（PRA）モデルの開発、

事故解析コード（MAAP）の改良、非破壊検査技術の動向、使用済燃料管理の研究開発動

向等の報告が含まれる。主な実施項目として次のものがある。

福島第一 4 号機 SFP に関する解析 4 号機原子炉建屋の爆発は SFP が原因でないことを示唆した。この結果はその後東京電

力の調査により正しいことが確認された。 PRA モデルの開発

内部起因事象、地震または火災発生後の SFP と原子炉システムの相互作用をプラント個

別にモデル化する一般的な手法を開発した。 事故解析コードの改良

福島事故及びPRA研究から得られた知見をEPRIのMAAPコードに反映した。改良SFPモデルでは、使用済燃料ラックの詳細なモデルを含み、均質でない燃料分布、劣化状態

の熱伝導、ラック間の輻射、ジルコニウムと空気の酸化反応、燃料のリロケーションを

考慮できるようにした。 OECD/NEA の SFP プロジェクトに参加

3.2-16

EPRI は、NRC と OECD/NEA 主導の国際実験プログラムに参加した。このプログラム

は、燃料集合体と空気中の酸素との燃焼試験に焦点を当てたものである。 非破壊検査技術

SFP 及び移送キャナルライナの溶接部劣化の懸念を背景に、非破壊検査技術の研究を実

施している。候補技術は、交流電磁場測定法（ACFM）及び渦電流（EC）を検討してい

る。 コンクリートへのホウ酸アタック調査

SFPの健全性の問題となりうるコンクリートに対するホウ酸アタックについても調査し

ている。基礎的な実験を 2013 年に実施し、2014 年現在は実際の条件により近いセメン

トペーストに鉄筋が入った状態での腐食の実験を実施している。 総合的使用済燃料管理

使用済燃料の貯蔵、取扱い、及び輸送に関する研究開発を実施している。優先的に実施

しているプロジェクトとしては、高燃焼度燃料の乾式貯蔵に関する実証プロジェクトの

計画・実施などがある。 長期貯蔵に関する協力プログラム（ECSP）

使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の長期貯蔵及び輸送に関して経年劣化の影響や緩

和手法について調査するプログラムを様々な機関と協力して実施している。ESCP のメ

ンバーは 175 名以上となり、約 20 か国から 70 を超える産業界組織、政府組織、規制機

関、研究機関が参加している。 b. 米国原子力学会（ANS）

米国における自主的安全性向上の取り組みの一例として、米国原子力学会（ANS）にお

ける冬季会合（Winter Meeting）が挙げられる。ANS は毎年、冬季会合を開催しており、

平成 26 年（2014 年）の冬季会合は、11 月 9 日（日）～13 日（木）の日程で、カリフォル

ニア州 Anaheim で開催された。本会合では、11 月 11 日（火）に、福島第一原子力発電所

の事故を受けて「福島第一発電所の事故後の全世界における地震安全問題： 地震問題に関

する不確かさの特定及び対応」という特別セッションが設けられた。 上記特別セッションは、“高性能計算（High Performance Computing: HPC）及び実務

的な PRA 手法の定式化を用いた総合的シミュレーションによる地震問題の不確かさの低

減”を目的とするものであり、以下の問題に焦点を当てている。 ・日本における高性能計算（HPC）を用いた自然ハザード・シミュレーションの成果の

導入 ・HPC を用いて、“地震活動の拡散（Diffuse Seismicity）”及び“活断層による地震後

の地表変位量”といった自然現象の不確かさをどのように低減するか ・原子力発電所の規制に対する、HPC を用いた地震 PRA の適用性の検討

3.2-17

(3) 主な参考文献

・Seismic Evaluation Guidance Screening, Prioritization and Implementation Details

(SPID) for the Resolution of Fukushima Near-Term Task Force Recommendation 2.1: Seismic, February 2013

・EPRI 3002002749, “Technical Basis for Establishing Success Timelines in Extended Loss of AC Power Scenarios in Boiling Water Reactors Using MAAP4, A Guide to MAAP Thermal-Hydraulic Models”, February 2014.

・EPRI 3002003113, “Modular Accident Analysis Program 5 (MAAP5) Applications Guidance, Desktop Reference for Using MAAP5 Software – Phase 1 Report”, May 2014.

・EPRI, ”EPRI Activities in Spent Fuel Pool Hazards Evaluation,” June 20, 2014

3.2-18

3.2.2 英国

(1) 安全研究の体制・組織

英国では、原子力は主に産業用との認識から、原子力研究の大部分は民間で行われている。

国は、原子力廃止措置機関（NDA）、研究評議会（Research Council）、政府部門を通じて

資金を提供している。国立原子力研究所（NNL）は、応用研究を対象として設立された。

その業務の殆どは産業利用に当てられている。また、NNL は政府に対する技術的助言も行

う。 政府は、英国原子力 R&D 能力を検討するプログラムを実施した。それを踏まえて 2013

年 3 月に原子力産業戦略が発行された。それには、現在の R&D、2050 年及びそれ以降の

長期エネルギー戦略、同期間の産業ビジョン、2050 年までの原子力ロードマップが示され

ている。 英国の原子力 R&D 能力は、大学や国立研究所、産業界のパ―トナーなどを含む広範囲の

組織から形成されている。それらの間の協力を促進するための組織が必要とされ、原子力イ

ノベーション及び研究諮問委員会（NIRAB）が設置された。また、その事務局組織として

原子力イノベーション及び研究オフィス（NIRO）が設けられることになった。NIRO は

NNL の中に設置されている。 (2) 直近の安全研究の傾向

政府は、英国原子力 R&D 能力を検討するプログラムを実施した。それを踏まえて 2013年 3 月に原子力産業戦略が発行された。それには、現在の R&D、2050 年及びそれ以降の

長期エネルギー戦略、同期間の産業ビジョン、2050 年までの原子力ロードマップが示され

ている。 (3) 主な参考文献

・ONR, "Nuclear Research Needs 2013 - Part 1: Summary of Nuclear Research Needs" ・ONR, "Nuclear Research Needs 2013 - Part 2: Detailed Research Needs" ・The United Kingdom’s Sixth National Report on Compliance with the Convention on

Nuclear Safety Obligations（2013） (https://www.gov.uk/government/publications/compliance-with-the-convention-on-nuclear-safety-obligations-6th-national-report)

3.2-19

3.2.3 仏国

(1) 安全研究の体制・組織

(i) 原子力庁（CEA）

CEA は、科学、工業、国防の種々の分野における原子力利用を目的とした科学的・技術

的研究等を行い、また、関係各省と協力して、必要な原料物質の鉱床の探査、採掘活動を組

織し、統制する機関である。2013年の軍事関連予算は 17.08億€（cf. 民間関連の予算は 26.05億€）であり、その中で軍事関係の原子力施設の廃炉に関わる予算は約 2 億€であった。 (ii) 放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）

IRSN は、行政機関から独立した専門家組織として 2002 年 2 月 22 日付で設立された。

原子力安全、放射線防護、放射性物質輸送等の分野で研究活動を実施している。 (2) 直近の安全研究の傾向

IRSN は福島の事故に対応して、ANR が指定した研究プログラムを実施する。内容は事

故によって放出される放射性物質の環境における移入と効果の特徴づけの向上である。この

研究において、IAEA と協力して結果を Symbiose プラットホーム(シミュレーター)の結果

と比較する予定である。 (3) 主な参考文献

・CEA、“Rapport financier 2013”、2 juin 2014 ・Commission de la defense nationale et des forces armees、“Compte rendu n°53”、27

mai 2014 ・ASN、“La recherche en surete nucleaire et en radioprotection : un moteur pour l’

amelioration de la protection contre les risques”、Controle n°160、15/09/2004 ・Gouvernement、“Programme 190: Recherche dans les domaines de l’energie, du

developpement et de la mobilite durables”、Extrait du bleu budgetaire de la mission: recherché et enseignement superieur, 07/10/2014

3.2-20

3.2.4 国際機関（IAEA）

IAEA における研究炉高度利用プロジェクトの概要と成果について、表 3.2.4-1 にまとめ

る。

表 3.2.4-1 IAEA 研究炉高度利用プロジェクトの概要と成果 １ 件名 中性子放射化分析の自動化へ向けての総合的アプローチの開発（IAEA CRP

1888 (2012-2015)） 概要 中性子放射化分析（NAA：Neutron Activation Analysis）は基礎科学から医療・

産業利用分野まで幅広く用いられている。しかし、多くの研究炉では、NAA プ

ロセスの自動化の遅れやデータ処理能力不足などによって顧客ニーズに十分に

対応できていない。事実、多くの研究所では、所内で技術的、エンジニアリン

グ的な支援を受けられない状態にあり、研究所単独では自動化の採用を考えて

も開発に関する十分な情報を得ることもむずかしい。このような状況を解決し

多くの研究開発ニーズに対応できるように、異なった技術、経験、ニーズを持

つ様々な研究所のネットワークを構成し、NAA プロセスの自動化へ向けてのア

プローチ方法について検討する。 成果 世界中の NAA 施設での自動化に関する詳細情報の蓄積、自動化 NAA 施設での

総合データ管理のモジュラー型オープンソースのソフトウェアの作成、コスト

効果的な自動化の実施を可能とするガイドラインの作成、モジュールの実施及

び有効性の実証を通じての概念の証明など。 2 件名 中性子ビームを用いた原子力セクター関連材料の開発、特性評価、試験（IAEA

CRP 1575 (2009-2013)） 概要 材料研究は核分裂及び核融合エネルギーの利用において非常に重要であり、世

界の研究炉の中性子ビーム施設は過酷な条件下での先端材料の可能性の解明に

大きく寄与している。この先端材料は、高温、高圧、強力な中性子照射、強い

腐食環境、電磁場環境下、複雑な負荷状態、周期的運転履歴などの状況に耐え

なければならない。多くの会議において、材料の挙動を解析する中性子ビーム

実験の重要性が確認され、その経験及び能力のギャップを埋めるために国際協

力の必要性が認識されている。そのため、原子力セクター及び次世代炉のため

に革新的な実験を実施できる世界的なネットワークを構築する。 成果 先端核物質研究、モデル・計算用標準 DB の分野で科学者と施設の多国間のネ

ットワークの創設、中性子ビーム実験による原子力応用関連物質の調査・特性

化、実験方法及びモデル化法の最適化と検証、核物質研究用の標準 DB の構築、

材料研究分野での研究炉能力の向上など。 3 件名 研究炉解析での革新的方法：研究炉解析での革新的方法：中性子工学実験デー

3.2-21

タと研究炉安全解析用の熱水力計算の方法と解析ツールのベンチマーク（IAEA CRP 1496 (2008-2013)）

概要 研究炉の設計、運転、安全性の改善のための数値解析分野での協力を推奨し情

報交換を進める。計算との比較のための実験データセットは、OPAL (オースト

リア), ETRR-2 (エジプト), WWR-SM (ウズベキスタン), MNSR (シリア), RSG-GAS (インドネシア), FRJ-2 (ドイツ), MNR (カナダ) 、SPERT III／IV (アメリカ)から収集し参加機関に公開された。

成果 実験結果と理論結果の比較、各グループにより実施された作業の説明、今後の

R&D 活動のための未解決の課題の確認、このプロジェクトでの IAEA の役割な

どについて記載した TECDOC 報告書の作成など。 4 件名 材料中の残留応力測定技術の開発と応用（IAEA CRP 1314 (2006-2009)）

概要 残留応力測定分野での計測装置の設計、データ収集・解析プロセスなどの技術

開発（材料技術分野での非破壊プローブとしての応用）として、最新のシミュ

レーション技術を用いた中性子ビームの最適化、最新の中性子光学を用いたビ

ーム強度の向上、標準化された低コストの検出器／データ収集システムの開発

などを行う。 成果 中性子コリメーション及び中性子強度の観点からのビーム設計の改善、検出装

置の最適化による分解能の向上、研究炉コミュニティ内での残留応力測定装置

の各コンポーネントに関する知識の拡大と理解の深化、先進国・新興国の科学

者の間での長期的な良好関係の確立など。 5 件名 中性子ラジオグラフィー用の中性子源及びイメージングシステムの改良（IAEA

CRP 1309 (2003-2006)） 概要 中性子ラジオグラフィーは材料の非破棄検査に使用されている。既存の中性子

イメージング施設の改良、これら施設の有効利用を目的に、最新のシミュレー

ション技術を用いた中性子ビームの最適化、最新の配置原則、中性子光学を用

いたビーム強度の向上、標準化された低コストの効率の良い中性子イメージグ

ラバー・アナライザーの開発、中性子イメージングでの信号処理技術の改良な

どを行う。 成果 中性子コリメーション及び中性子強度の観点からビームライン設計の改良、研

究炉コミュニティ内での中性子イメージング技術に関する知識の拡大と理解の

深化、先進国・新興国の科学者の間での長期的な良好関係の確立など。 出典：IAEA, “Project on Enhanced Utilization and Applications of Research Reactors” (http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/research_reactors/index.html)

3.2-22

3.3 人材の維持・発展に係る取組に関する動向

3.3.1 米国

(1) 人材育成に関する施策の方針

TMI 後にどのような人材育成の方針が取られたのかについて、事故の原因及び対策につ

いて紹介している「Kemeny report」及び「Rogovin Report」から、人材育成に関連する

内容を紹介する。 (i) Kemeny 報告書

このような事故の再発を防ぐためには、組織、手順書、そして何よりも人の姿勢に根本

的な変化をもたらすことが必要である。 運転職員が混乱した原因を以下に示す。 TMI 運転員の訓練は不十分であった。 運転員が通常状態においてプラント運転を十分に行えるような訓練内容であっても、

注意を十分に払われなかった。 シニア運転員でさえ混乱してしまい、状況に対応できなくなる程、理解度が不十分で

あった。 ただし、運転員の訓練プログラムは NRC の基準の適合しており、成績も全米平均を

上回っていた。にもかかわらず運転員の訓練は不十分であった。 これは、NRC の基準が浅いレベルの訓練に留まっていたことに起因している。

事故の原因をもたらした事態を改善していくには相当の時間がかかる。この事故につい

て色々な報告が作成されているが、いくつかの報告について強い懸念を抱いている。 それらの報告書で提案されている対策の多くは、全体として考えると適切なように思

われるが、我々が基本的な問題と考えることの対策にはならない。組織、手順書、そ

して何よりも人の姿勢が、根本的に変わらなければならないと我々は考えるが、技術

的な「対策」を集めてもそれらを変えることはできないだろう。より高い原子力安全

を目指す多数の勧告が以前からあったけれども、それらの効果は限られていた。我々

が本当に大事と考えていることは、同じ組織（変化していない）によって、事故以前

から行きわたっている同種のやり方や姿勢によって、提案された改善が実行できるか

どうかということである。提案された改善が「通常業務」のような雰囲気でなされる

限り、必要とされる根本的な変化は実現しないであろう。

運転員の訓練における方針 1 NRC は、連邦政府主導の運転員及び運転員監督者向け訓練機関を設立すべきと提

3.3-1

案した。これらの機関は、原子力プラント及び原子力の公衆へ及ぶ可能性のあ

る影響に関して理解しており、運転員に緊急時対応を訓練できるような高水準

のインストラクターを有していなければならない。 a. これらの機関は、国家、地方または原子力発電所レベルで区分分けする可

能性がある。 b. 原子炉運転員は、こういった訓練機関から卒業しなければならない。運転

候補者がすでに卒業に必要な訓練を受けたことを証明できる明確な文書が

ある場合のみ、卒業に関する要求が適用除外される。 c. 訓練機関は、NRC によって定期的なレビューを受けなければならない。 d. 訓練機関の運転員候補者は、カリキュラムの開始要件を満たしていなけれ

ばならない。 2 電力会社は、訓練機関を卒業し、プラントで運転する職員の訓練に関する責任を

有する。 3 運転員が運転認可を発給されても訓練は終わらない。

a. 知識レベル維持を目的とした包括的な訓練を実施しなければならない。 b. 運転経験をそのような訓練に結びつけなければならない。 c. 原因及び事象進展の管理及び原子力安全の基礎理解に重点を置かなければ

ならない。 4 運転員及び監督者は、制御室シミュレータで訓練することが要求されている。運

転認可保持のためにもシミュレータを用いたパフォーマンス維持をしなければ

ならない。事象の進展を含む、運転員訓練の現実性を高水準で維持し、原子力

プラントシステムにおける兆候及び一般知識を向上させるため、シミュレータ

の改善に向けて、調査及び開発を実施しなければならない。 (ii) Rogovin Report

TMI 事故までの運転員訓練における問題点を以下に示す。 原子炉運転員及びシニア運転員は筆記及び口頭試験を実施し、運転認可を受けるが、

こういった試験は、運転員の能力を正確に計測できないため、知識と能力が不十分で、

予期せぬ事態が発生した時に原子炉を安全に運転できなかった。こういった問題を対

処するために適切な訓練を実施すべきであった。 NRCは、教室やon job train、シミュレータ訓練を通した一般課目とすべきであった。 NRC は、筆記試験内容や、見込みのある運転員に実施するプラント内またはシミュ

レータの規制上のレビューを行わなかった。ごく少数の NRC スタッフが運転員試験

に派遣されるだけであった。 レビューの結果、訓練プログラムを十分に向上させるための必要事項を以下に示す。 NRC が訓練施設の認可、最低限のカリキュラム作成、及び講師の認可運転員訓練の

3.3-2

直接的な役割を担う。 NRC が施設及び講師に必要な基準を公表し、及び初回及び再訓練プログラムのカリ

キュラムのレビュー及び承認する。 NRC が運転員及び上級運転員の試験及び認可に関する権限を有する。

訓練に関する提案 NRC は、運転員の訓練、訓練施設の許認可、最低限のカリキュラム策定及びイン

ストラクターの認可等における直接的に関わる役割を担うことを提案する。 NRC は、訓練施設及びインストラクターの基準を策定し、初回及び再訓練プログ

ラムのカリキュラムをレビューし、容認すべきである。 NRC は、運転員及び上級運転員の試験及び認可発給権限を有するべきである。

(iii) 近年における原子力人材の育成

米国の原子力産業界ではベビーブーム世代（1945 年から 60 年代に生まれた世代）の一

斉退職により、2011 年時点で今後 5 年間に 25,000 人以上（電気事業全体で約 10 万人）の

退職が予想されていた。人員確保を目的とした電力大での活動として、米国のエネルギー

関連の民間組織（NEI を含む）は 2006 年 3 月にエネルギー人材開発センター（the Center for Energy Workforce Development (CEWD)）とよばれる非営利組織を設立した（※3）。CEWD は学生に対するエネルギー産業のプロモーションを目的としたウェブサイト（get into energy）を開設している。原子力産業界での対応としては、原子力事業者は 36 校のコ

ミュニティ・カレッジや、大学における 30 件を超える原子力エンジニアリング・プログラ

ムを支援した。その後、コミュニティ・カレッジは定員に達し、2009 年には大学の原子力

エンジニアリング・プログラムに 2,800 人が入学した。 これらの取り組みの結果、2009 年から 2012 年の間に、米国原子力産業界では約 15,000

名を採用することができ、これにより退職者を補てんするために十分な労働力を確保した

としている。図 1に 2003年から 2013年までの 2年おきの原子力産業界の人口分布を示す。 (iv) NGNP

NGNP 第 IV 世代プログラムは、以下に焦点を当てている。 水素及びその他エネルギー生成物を作り出す次世代原子力プラント（NGNP）で用い

られる超高温原子炉技術 既存の軽水発電炉及び第 IV 世代発電炉の概念である経済的かつ安全なパフォーマン

スを改善する技術 第 IV 世代プログラムは、DOE の Nuclear Power 2010 プログラムに向けた資産に組み

3.3-3

込まれる。 （人材育成情報調査中）

（※1） “Report of the President's Commission On the Accident at Three Mile Island,” October 1979, John G. Kemeny, Chairman, President, Dartmouth College

（※2） “Three mile island,” A Report to the Commissioners and to the Public, 1980, Mitchell Rogovin, director, George T. Frampton,jr., deputy director, Nuclear Regulatory Commission Special Inquiry Group

（※3） the Center for Energy Workforce Development www.cewd.org/

（※4） get into energy www.getintoenergy.com/

（※5） NEI ホームページ http://www.nei.org/News-Media/News/News-Archives/help-wanted-25000-skilled-workers NEI ホームページ http://www.nei.org/News-Media/News/News-Archives/Workforce-Development-Efforts-Showing-Results

（※6） NEI’s 2013 Pipeline Survey Results（p.2） http://www.nei.org/CorporateSite/media/filefolder/Backgrounders/Presentations/2013-Pipeline-Survey-Results-External-Audiences.pdf?ext=.pdf

（※7） “Generation IV systems concepts excel in safety, sustainability, cost effectiveness and proliferation resistance,” The U.S. Department of Energy’s Office of Nuclear Energy (www.nuclear/energy/gov)

(2) 人材育成に関する特徴的な取組

(i) NRC

原子力教育助成金プログラム（Nuclear Education Grant Program）において NRC は、原

子力安全、セキュリティ、環境保護及びNRCが重要と判断したあらゆる分野に関する課程、

研究、訓練及びカリキュラムを支援する高等教育制度への助成金として、最大 470 万ドル

の資金を供給している。本プログラムの主要な目的は、国民が原子力エネルギー・イニシ

アチブを安全に進めるために必要な基礎教育を支援、発達させることである（*6）。

(ii) DOE

2009 年に作成された原子力エネルギー大学プログラム（NEUP：Nuclear Energy

University Program）において、DOE の原子力エネルギー局（Office of Nuclear Energy）は

3.3-4

大学への支援を強化し、原子力エネルギー局の技術プログラムにおける大学での研究を一

体化している。NEUP は、米国の大学の研究開発、基礎の強化及び学生の教育支援に関与

しており、それによって国際レベルの原子力エネルギー及び労働人口の維持を支援してい

る。2009年以降NEUPでは、米国の次世代の原子力エンジニア及び科学者を訓練するため、

35 の州とコロンビア特別区における 89 の大学に対して約 2 億 9000 万ドルを供給している

（*7）。

(iii) NEI

原子力エネルギー訓練及び教育プログラム（Nuclear Energy Training & Education

Program）は、薬物及びアルコールの悪影響から免れ、従業員が安全で安心な職場環境を享

受できることを保証するために策定されている。本プログラムの 1 つである原子力一貫カ

リキュラムプログラム（Nuclear Uniform Curriculum Program）は、正しい人材が適した時

期にふさわしい場所にいることを保証するための産業界の戦略である（*8）。予算規模不明

(iv) EPRI

EPRI 学生プログラムでは、大学生、卒業生及び大学院生に対して、電力産業の研究開発

に参加する機会を提供している（*9）。予算規模不明

＜補足＞民生以外の原子力人材供給源がある場合の人材供給及び育成について

(i) NRC

NRC では職員の中途採用を行っており、海軍関係者を採用している（*10）。現在の NRC

委員にも海軍出身者（オステンドルフ氏）がいる（*11）。しかしながら、NRC における海

軍出身者の寄与は限定的なもので、人材としては、大学において原子力を学んで、直接Ｎ

ＲＣに入ってきた人たちの寄与が大きいとのことである（*12）。

(ii) INPO

TMI 事故を受け、米国原子力産業界は 1979 年に INPO を設立した。INPO の目的は、原子

力発電所の運転管理能力の強化改善であり、そのための実際の主な活動として、プラント

評価、職員訓練支援、事象分析評価、情報交換等を行なっている。INPO では原子力技術の

知識を有し、リーダーシップに定評のある海軍出身者が活躍している（*13）。

(iii) NEI

NEI はそれまでの複数の原子力産業組織を統合する形で 1994 年に設立された。NEI の目的

は、原子力エネルギーが経済的で環境と調和したものであるように開発及び安全利用を推

進することであり、そのための主な活動として、重要な問題に関して産業界の統一見解を

3.3-5

取り纏めて行政機関や立法機関に働きかけたり、公衆への啓発を行なったりしている。NEI

においても海軍出身の技術者や科学者が活躍している（*14）。

また NEI は海軍で原子力関連業務に携わっていた退役軍人の商用原子力部門での再雇用促

進を目的としたパートナーシップ協定を米国海軍原子力推進プログラム（U.S. Naval

Nuclear Propulsion Program）と 2012 年 8 月に結んだ（*15）。同協定のもとで、商用原子

力部門への就職を希望する退役軍人は、自分の連絡先を事業者の人事担当者に提供するこ

とができる。

参考情報

米国海軍における原子力関連の職種を以下に示す（*16）。

・原子力艦船（潜水艦、航空母艦）の乗員

・原子炉運転員

・原子炉エンジニア

・海軍原子力学校講師

参考文献

*1. the Center for Energy Workforce Development www.cewd.org/ （2014 年 9 月 9 日

閲覧）

*2. get into energy www.getintoenergy.com/ （2014 年 9 月 9 日閲覧）

*3. NEI ホームページ

http://www.nei.org/News-Media/News/News-Archives/help-wanted-25000-skilled-workers

（2014 年 9 月 9 日閲覧）

*4. NEI ホームページ

http://www.nei.org/News-Media/News/News-Archives/Workforce-Development-Efforts-Sho

wing-Results （2014 年 9 月 9 日閲覧）

*5. NEI’s 2013 Pipeline Survey Results（p.2）

http://www.nei.org/CorporateSite/media/filefolder/Backgrounders/Presentations/2013-Pipeli

ne-Survey-Results-External-Audiences.pdf?ext=.pdf

*6 NRC ホームページ http://www.nrc.gov/about-nrc/grants.html#negp （2014 年 9 月 11

日閲覧）

*7 DOE ホームページ

http://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies/nuclear-energy-university-program

（2014 年 9 月 11 日閲覧）

*8 NEI ホームページ

http://www.nei.org/Careers-Education/Education-Resources/Nuclear-Energy-Training-Educ

ation-Programs （2014 年 9 月 9 日閲覧）

3.3-6

*9. Experience Research & Development with the Electric Power Research Institute Student

Program

http://mydocs.epri.com/docs/CorporateDocuments/Employment/StudentPrg_1page.pdf

*10. （一財）日本エネルギー経済研究所 世界主要国の原子力規制組織の現状 （p.4/19）

http://eneken.ieej.or.jp/data/5104.pdf

*11. NRC ホームページ

http://www.nrc.gov/about-nrc/organization/commission/ostendorff.html （2014 年 9 月 9 日

閲覧）

*12. 第３７回原子力安全委員会速記録 （p.7）

https://www.nsr.go.jp/archive/nsc/anzen/soki/soki2012/genan_so37.pdf

*13. 原子力の自主的・継続的な安全性向上に向けた提言（p.23）

*14. 総合資源エネルギー調査会 原子力の自主的安全性向上に関するWG 第8回会合 資料

2-1 （p.9）

http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denryoku_gas/genshiryoku/anzen_wg/pdf/0

08_02_01.pdf

*15. NEI ホームページ

http://www.nei.org/News-Media/Media-Room/News-Releases/Nuclear-Energy-Industry-and

-Navy-Establish-Formal （2014 年 9 月 9 日閲覧）

*16. 米国海軍ホームページ http://www.navy.com/careers/nuclear-energy.html （2014年 9 月 9 日閲覧）

3.3-7

3.3.2 英国

(1) 人材育成に関する施策の方針

・英国では廃止措置関連は継続的な需要もあったことから人材面での不安は少ないが、新

規原子炉関連については、1995年に運開したサイズウェルB以来、長期にわたって新設さ

れた原子炉が無いことや現在の技術者の70%が2025年までに退職する状況から人材・技

能不足（Skills Gap）が大きくなることが懸念されている。英国政府は2008年1月に公表

された原子力白書において、既にこの懸念を示しており、以降、この人材・技能力不足

の解消を主要目的として、育成措置・投資を行ってきている。（※2、※3） ・原子力白書の発表後の2008年1月には国立職業技能アカデミー・原子力センター（NSAN）

が開設された。国立職業技能アカデミー自体は、事業者主導の技能訓練センターであり、

原子力産業部門訓練センターの一つとしてNSANが設置された。 ・政府は人材育成強化のために、NSANの他、Cogent産業別技能委員会（SSC）や工学物

理科学研究会議（EPSRC）に対しても原子力人材・技能育成のための支援をしてきたが、

これらだけでは政府や産業界が求めるような、活気に満ち、多様性があり、戦略的に集

約された産業を実現させるに足る育成にはならないとして、政府は、人材・技能育成を

目的として、2013年3月に政策文書「原子力産業戦略－英国の原子力の将来」を公表し、

今後の育成方針として以下のような戦略的なアプローチをとることを示した。（※2、pp37-38）

原子力技能開発の戦略的アプローチ（※2、p80） プロセス 実施内容

1.今後の原子力プロジェクト

の活動内容と時期の特定 需要者・操業者・廃炉サイト運営管理会社（SLC）が現

在・今後の事業プログラムに関する情報を提供する 2.需要者・操業者の仕様を満た

すための人材・技能を決定

人材需要は主要ベンダー、SLC、運転会社から得られる

が、量的な点はサプライチェーン事業者、労働組合、人

材・技能機関、その他のインフラプロジェクトの状況に

よる 3.人材・技能を評価し、今後の

要求に対する不足分を定義 必要に応じて（労働市場分析のための）原子力労働力モ

デルを利用し、不足分を需給比較により特定する 4.技能向上・技能交流・新技能

取得などのために求められる

訓練を定義

不足を満たすことができる人材（失業者、義務教育卒業者、

大学卒業者、軍隊等）及び期待される基準まで育成するた

めの多様な訓練方法の特定する 5.必要となる前に早期の財政

支援方法の特定と訓練実施 人材・訓練方法を明確化した後、財政支援方法（プロジ

ェクト、賦課金、雇用者、政府、個別等）を特定し、効

果的な訓練・育成を行うことが鍵となる

3.3-8

6.適切な技能を有する人材提

供における訓練成果の監視と

評価

訓練の成功と適切な技能を有する有効な労働力の確保が

重要

・政府は政策諮問グループの一つとして原子力技能連盟（NESA：Nuclear Energy Skills

Alliance）を設置した。NESAはNESAメンバー間の対話・協力・行動を調整し、重複す

る作業を最小化することで効率的な人材・技能育成が行えるようにしている。NESAのメ

ンバーは以下の通りである。 エネルギー・気候変動省（DECC）、ビジネス・イノベーション・技能省（DBIS）、

ウェールズ政府、原子力廃止措置機関（NDA）、国立職業技能アカデミー原子力セ

ンター（NSAN）、Dalton原子力研究所、Cogent産業別技能委員会（SSC）、Semta産業別技能委員会（SSC）、建設産業訓練委員会（CITB）、エンジニアリング・建

設産業訓練委員会（ECITB）

・NESAは、各メンバーに共有認識された行動計画として人材・技能育成実施計画書（Skills Delivery Plan）を策定し実行する。2012/13年の活動結果を踏まえて2013/14年における

挑戦課題を下表に示す。（※6、※7） 2013/14 年における挑戦 2013/14 年における挑戦課題 NESA メンバーンの活動 建設工事作業員 Hinkley Point C での建設が開始される

ので、十分な資格と経験を有する建設工

事作業員の需要が急激に高まる。

・サマセットにある Bridgwater College と協力

して地元建設作業員の雇用前訓練を支援する。 ・適切な時期に訓練が確実にできるように産業界

と要員計画を作成する。 ・トリプルバー制度（新規原子炉建設）を投入す

る。 現在の技能不足への対策 事業者は、給料の上昇によって、特定の

役割の適切な技能を持つスタッフの募

集が困難になっていると報告。

・NESA 実施計画に示されているように、優先技

能に対処するための措置を取る。 ・2 年間で 290 名の溶接工を訓練するために 800万ポンドの産業界との共同プログラムを開始す

る。 長期的な技能開発に注目 適切な技能レベルに達するまでに数年

がかかる分野での技能（例えば主題専

門家）も含め、あらゆるレベルで技能

開発を確実に行うニーズがある。

・国立原子力研究所及び産業界と協力して主題専

門家の関連パイプを確保する。これを支援してく

れる基金にアクセス。

専門的技能や知識の維持 ・産業界と協力して、作業員が引退するときに

3.3-9

現在の民間の原子力従事者は年を取り

その専門的技能や知識が喪失するリス

クがある。

は知識の獲得・保存・移転を進める。 ・1つのサイトでは必要とされない経験豊富な作

業員を支援するプログラムを実施し原子力業界

の他の適当な役割に異動させる。 新しい能力の結集 産業界は、自身が民間原子力プログラム

を供給するに必要な能力を結集・維持す

ることは非常に重要である。実習生を増

やすと共に、原子力でのキャリアパスを

明確に定義する。

・National Nuclear Gatewayを立ち上げる。 （2016年までにサプライチェーンで3000人の実

習生の確保を含めて、英国原子力産業界の中で

転換成長をもたらす産業界との共同出資プロジ

ェクト、期間は2012年11月～2014年10月）

(※1) 平成25年度発電用原子炉等利用環境調査（諸外国における原子力発電及び核燃料サ

イクル動向調査）最終報告書 p77「英・仏・独の原子力人材育成について」 (※2) HM Government, Nuclear Industrial strategy: The UK’s Nuclear Future, March 2013 https://www.gov.uk/government/uploads/system/uploads/attachment_data/file/168048/bis-13-627-nuclear-industrial-strategy-the-uks-nuclear-future.pdf (※3) HM Government, MEETING THE ENERGY CHALLENGE, A White Paper on Nuclear Power, January, 2008 http://webarchive.nationalarchives.gov.uk/+/http:/www.berr.gov.uk/files/file43006.pdf） (※4) New nuclear power: support for industry development：Supply chain and skills https://www.gov.uk/guidance-for-operators-of-new-nuclear-power-stations (※5) Nuclear Energy Skills Alliance https://www.gov.uk/government/groups/nuclear-energy-skills-alliance (※6) NESA-Annual Report https://www.nsan.co.uk/system/files/NESA%20Annual%20Report.pdf (※7) Nuclear Energy Skills Alliance Annual Review 2012/13 https://www.gov.uk/government/uploads/system/uploads/attachment_data/file/226071/nuclear_energy_skills_alliance_annual_review_2012_13.pdf (2) 人材育成に関する特徴的な取組

(i) 国立職業技能アカデミー・原子力センター（NSAN）

国立職業技能アカデミー原子力センター（NSAN：National Skills Academy for Nuclear）は、国防、廃止措置、原子力施設運転、ウラン供給、濃縮・製造、廃棄物処分、原子炉新

設等の分野で現在及び今後の原子力プログラムを実行するために必要な熟練した力量のあ

る安心・安全な人材を英国原子力産業界及びそのサプライチェーンに配置できるよう 2008

3.3-10

年に設立された企業主導の会員団体（2014 年 12 月 WEB 閲覧時点で 131 社）である。NSANは、原子力産業界が求める水準に見合う高度な原子力関連技術の提供を目的とした高度研

修提供者ネットワーク（現在閲覧時点で 53 社注））を構築し、これらのネットワークに参加

する電力会社、民間研修会社、大学、研究機関などで多種多様な訓練コース（現在閲覧時

点で 433 コース）を提供している。現会長は Magnox 社の Neil Baldwin 社長。次期会長

は AREVA UK の Robert Davies 会長。 注）高度研修提供者ネットワーク（53 社*）

Quality Assured Provider：19 社（Ofsted の検査に合格したプロバイダ） Employer Assured Provider：7 社（事業者自身の施設を利用するプロバイダ） Employer Nominated Provider：17 社（事業者が推薦するプロバイダ） Higher Education Associate Provider：10 大学 （Ofsted：Office for Standards in Education, Children’s Services and Skills）

https://www.nsan.co.uk/about-skills-academy a. 国立職業技能アカデミー組織概要 国立職業技能アカデミーは以下の 19 の産業別センターで構成される。

建設、創造・文化、事業、環境技術、金融サービス、食品・飲料、健康、ホスピタリ

ティ、IT、物流、製造、資材製造・供給、原子力、電力、プロセス産業、鉄道エンジ

ニアリング、小売、ソーシャルケア、スポーツ・アクティブレジャー・学習 出典：http://www.nsaet.org.uk/the-skills-academy/the-national-skills-academy-network/

内閣府経済社会総合研究所「地域経営の観点からの地方再生に関する調査研究」（平成 21年 2 月）に以下の記載がある。 組織的には「ハブ」と呼ばれる産業別の全国組織があり、そのまわりに車輪のスポーク

と呼ばれる地域別の組織があるネットワーク型の組織をつくっている。業種別、地域別に

具体的な技能訓練が提供されていることで、地域活性化を下支えする制度にもなっている。

これは日本では全く注目されていないが、非常に参考となる産業人材育成制度だと思う。 出典： http://www.esri.go.jp/jp/prj/hou/hou041/hou041-12.pdf b. 技術力の認証制度

NSAN での技術力の認証制度として以下のものがある。 (1)原子力専門技術証明（Certificate of Nuclear Professionalism）2008 年より実施。 (2)トリプルバー（Triple Bar）2012 年より実施。

3.3-11

(3)原子力スキルパスポート（Nuclear Skills Passport）2010 年より実施。 (1)原子力専門技術証明（Certificate of Nuclear Professionalism） 証明書は原子力産業界で専門的作業に就くために必要な技能を個人に身に着けさせるよ

うに設計された高度な教育プログラムである。NSA、オープン大学、産業界、高等教育機

関などが参加して、産業界ニーズを十分に踏まえて作成された。訓練は 7 つの教育モジュ

ールを 1 年間かけて、オープン大学のバーチャル・ラーニング・システムを使って実施さ

れる。7 つの訓練モジュールは以下の通りである。モジュールごとに試験が行われ、最終的

に証明書が交付される。スキルパスポートに記載できる。 安全・環境マネジメント（原子力安全文化、厳しい規制環境下での作業、ヒューマン

パフォーマンス、経験からの学び、セキュリティと保障措置）、技術分野でのリーダー

シップ、コミュニケーション、商業的認識、プロジェクトマネジメント、原子力の原

理・防護・規制枠組み、セーフティケースの作成と評価。 https://www.nsan.co.uk/products-services/promoting-nuclear-professionalism M15：実施大学リスト

オープン大学のオンラインシステムを利用。 参考：英国国立オープン・ユニバーシティ MBA 日本事務局

http://www.openuniversity.jp/about_ou/

M15：「オープン大学」の「バーチャルラーニング・システム」の具体的内容 「バーチャルラーニング・システム」は e ラーニングプラットフォームの Moodle を採用

したオンライン教育システム。詳細は不明。三重大学では Moodle を使った ePortfolio を運

用しており、一部の授業はオンラインになっているようです。

http://portal.mie-u.ac.jp/moodle/course/view.php?id=2028 注）ゲストログインする。右欄に三重大学 e ポートフォリオのデモサイトへの案内

あり。左欄にコースカテゴリがあり、学部授業リストが見られる。 M15：実績（2014 年または 2013 年の取得者数、取得者層（電気事業者、規制等））

不明。 モジュールの内容 科目 日数 担当機関 1 Safety Security and Environmental Management 2 日 UCLan

3.3-12

2 Technical Leadership 2 日 Aston Business School

3 Communications 3 日 20/20 Business Insight

4 Commercial Awareness 2 日 Aston Business School

5 Project Management 2 日 Aston Business School

2/5日 20/20 Business Insight

6 Nuclear Principles, Protections and Frameworks OL Open University

1 日 UCLan

7 Safety Case Production and Evaluation 2 日 UCLan

注）UCLan：University of Central Lancashire OL：On-Line 出典： https://www.nsan.co.uk/system/files/furtherinfo/CoNP%20Dates%20Timetable_1.pdf https://www.nsan.co.uk/system/files/furtherinfo/CONP4pagr%20Arpril2012_Layout%203%20with%20bleedlr.pdf (2)トリプルバー（Triple Bar）

原子力サイトにエスコートなしで入構する必要がある個人用に準備された 3 つのショー

トコース(BCIS, BNIB & BNIC)であり、全てのコースは、原子力産業界基準に沿って開発

された。原子力スキルパスポートに記載できる。訓練は基礎レベルに焦点を当てており、

原子力産業界で作業するために必要なコンプライアンス、原子力の認識、産業界の行動な

ど要件を導入する。各コースの内容は以下の通りである。 BCIS コース（1 時間のｅラーニング）：原子力サイトに適用される規則、放射線ハザー

ドに近接した場での安全な作業のために特別な条件があること、セキュリティ要件と

サイト内での行動などの認識。 BNIB コース（2 時間のｅラーニング）：事象・ニアミスの報告、安全を意識した振る舞

いと安全文化の重要性、エラー防止、作業場視察とその実施理由などの理解。 BNIC コース（2 時間のｅラーニング）：安全な作業にとっての放射線と放射能汚染、原

子力の歴史と将来の安全運転に対する教訓と原子力エネルギーの発生と利用の方法、

安全文化の重要性とコンプライアンスの必要性について知ること。 https://www.nsan.co.uk/services/triple-bar-existing-sites

M17：可能な限り下記を調査すること。 ・E ラーニングのシステムの具体的内容 不明。 ・実績（2014 年または 2013 年の取得者数、取得者層（電気事業者、規制等）） 不明。

3.3-13

M18：原子力産業界基準の詳細について調査すること M23 に同じ。 M19： ①E ラーニングはとあるが原子力専門技術証明のバーチャルラーニングとは異なるもの

か？ 基本的には同じものと考えられます。

②E ラーニングは NSAN が作成、実施しているのか？ ・NSAN はマネジメントだけを実施する。 ・下記の大学が様々なオンライン教育コースを準備しており、それらを活用してコース

を組み立てている。 GEN2（職業訓練校）、Hartlepool College、West Suffolk College、 Bury College、Bridgwater College

(3)原子力スキルパスポート（Nuclear Skills Passport） 2.5.3 参照。

(ii) 電気事業者

現時点で情報なし。 (iii) Passport のスキル認証制度

原子力スキルパスポート（Nuclear Skills Passport）は、どの原子力組織でも、原子力ス

キルに関する全情報に即時かつ安全に Web にアクセスでき、組織の従業員だけでなく下請

業者が受けた訓練の詳細な内容を知ることができるシステムであ

る。下請業者の場合、スキルパスポートは SQEP の実証に役立つ

簡単で安全性の高い方法となる。スキルパスポートを活用するこ

とによって、組織は訓練、スキル、人に関する要件を効果的に評

価し必要な訓練を計画することができる。原子力スキルパスポー

トは、他の業界パスポートスキームとは異なり、原子力雇用主に

よって、特に原子力セクターの要件に対応させて設計された。 https://www.nsan.co.uk/what-nuclear-skills-passport M20：可能な限り下記を調査すること。 ・実績（2014 年または 2013 年の取得者数、取得者層（電気事業者、規制等））

不明。 M21：実例を調査すること。

3.3-14

不明。 M22：具体的には他の業界のパスポートスキームとどのように異なるのか調査すること。

（原子力産業訓練フレームワークのことか？） 原子力産業界のニーズにきちんと対応した原子力産業訓練フレームワークに依拠して

いるということです。 （参考）原子力産業訓練フレームワーク（Nuclear Industry Training Framework）

どの原子力発電所でも自社の従業員及び下請業者を自社の高い基準に照らして訓練を行

っているが、これら従業員などが別の施設に異動させた場合、既に受けた訓練の内容が明

確に認識されずに、同じ訓練が繰り返されることがあった。原子力従業員、Cogent 産業別

技能委員会（SSC：Cogent Sector Skills Council）及び NSAN との共同作業によって、訓

練の内容とレベルを明確にした統一訓練基準が設定された。これは原子力産業訓練フレー

ムワーク（Nuclear Industry Training Framework）と呼ばれ、原子力スキルパスポート制

度を運用するにあたっての根拠となっている。訓練基準は、原子力産業界全体が合意した

共通の訓練要件として作成されており、技能分野と技能レベルごとに達成すべき学習成果

及び該当する資格・訓練基準で構成されている。現在、作成が完了している訓練基準は以

下の通りである。 デコミ、放射線防護、既存発電所での建設、既存発電所でのエンジニアリング建設、

プロセス操作、保守（下請業者）、保守（発電所）、新規建設発電所建設、新規建設発

電所エンジニアリング建設、セーフティケース、プロジェクトマネジメント、廃棄物

管理、実験技師、核物質計量管理・保障措置、原子力機器製造。 http://www.cogent-ssc.com/industry/nuclear/nitfjs.php M23：具体的な内容を調査すること。（技能分野、達成すべき学習成果、評価基準等） ・「評価基準等」は「該当する資格・訓練基準等」に修正します。 ・技能分野は以下の 4 通りです。

－技術能力 －品質・革新などビジネス改善（業務効率改善などのようです） －コンプライアンス －機能的・振る舞い的技能（業務の円滑遂行に必要な技能のようです）

・技能分野ごとの達成すべき学習成果、該当する資格・訓練基準等を、たとえば、デコミ

分野に関するジョブに関しては次の 3 レベルについて作成が完了している。 Nuclear Decommissioning Operative – Role Level 2 （NVQ レベル 2 の資格に該当。作業員）

3.3-15

Nuclear Decommissioning Team Leader – Role Level 3 （NVQ レベル 3 の資格に該当。作業班班長など）

Nuclear Decommissioning Site Engineer – Role Level 4 （NVQ レベル 4 の資格に該当。作業計画管理、問題解決などを行うエンジニアなど）

デコミ・サイト・エンジニアの場合の資格条件を次表に示す。 http://www.cogent-ssc.com/industry/nuclear/job_context/Decommissioning.php 参考：英国のスキル・資格の認証制度 習得するスキル等の最小学習単位を「unit」として細分し、複数の「unit」の特定の組み

合わせを達成すると一つの「qualification」となる。これら「unit」や「qualification」の修了に関し、「credit」が授与され、その累積・組み合わせにより認証につながる仕組

みとなっている。NVQ（National Vocational Qualifications）は 1986 年に導入された英

国共通の職業資格のこと。

3.3-16

Skill Area The Nuclear Industry Standard

Job Role skills, knowledge and behaviours

Nuclear Industry

Qualifications and

Training Standards

Technical

Competence

The individual can…

• Control and develop plans and procedures.

• allocate personnel to prepare for/carry out decommissioning

operations.

• respond to and solve decommissioning problems.

• monitor implementation of plans and procedures to ensure

compliance with project schedules, safety procedures and

legislation.

Additionally an individual may be required to…

• instigate decommissioning plans.

The individual understands…

• radioactivity and nuclear science and engineering.

• methods of decontamination.

• how to fix high activity, mobile contamination.

• the range of manual and remote dismantling techniques,

benefit and challenges.

• how to use maths, IT and problem solving techniques.

Relevant Honours or

Foundation Degree in

Science, Engineering

or Technology, HNC

OR

Suitable experience

* Level 3 Certificate in

First

Line Management

Business

Improvement

An individual may be required to…

• understand the theory, principles and practice associated with a

variety of appropriate business improvement techniques.

• solve process problems using business improvement

techniques.

• encourage innovation within his/her team.

• implement quality assurance systems.

Optional

* Level 3 Certificate in

Business

Improvement

Role Level 4 Nuclear Decommissioning Engineer

3.3-17

Skill Area The Nuclear Industry Standard

Job Role skills, knowledge and behaviours

Nuclear Industry

Qualifications and

Training Standards

Compliance The individual understands…

• the safety, security and behavioural expectations of those

working on Nuclear sites.

• the fundamental principles and implications of radiation

hazards.

• the construction of and standards used in a modern standards

decommissioning safety case.

• the procedures for dealing with radioactive discharges, waste,

environmental control and emergencies.

• the reasons for and application of a variety of safety

management systems such as Permit to Work, Standard

Operating Procedures and Risk Assessment.

• the implications and relevance of company policy, external

legislation and regulation on working practices (including

environmental control).

• his/her responsibilities for controlling workplace hazards and

managing the health and safety of others.

• his/her responsibilities to ensure compliance with legal,

regulatory, ethical and social requirements.

Basic Common

Induction

Training Standard

Basic Nuclear Industry

Behaviours Training

Standard

Award in Nuclear

Industry

Awareness

*Managing Safely

Training

Standard

or

** Occupational Health

and

Safety (Engineering

Supervisors) Training

Standard

Functional and

Behavioural

In addition to the skills necessary to manage decommissioning

activities, the individual can…

• develop and maintain productive working relationships with

colleagues and stakeholders.

• provide learning opportunities for colleagues.

• manage his/her professional development by setting targets

and planning how they will be met.

• put across ideas in clear and concise manner and present a

well structured case.

• communicate complex information to others.

• handover at end of shift.

Achieved though

management

programmes

covered under

Technical

Competence

3.3-18

* Alternative Qualifications that support this Job Context

Technical

Competence

* ILM Level 3 Certificate in First Line Management (QCF)

* CMI Level 3 Certificate in First Line Management (QCF)

* ECITB NVQ Level 3 in Management

* Certificate of Nuclear Professionalism

* ILM Level 4 Certificate in Leadership and Management Skills (QCF)

* ILM Level 4 Certificate in Management (QCF)

* ILM Level 4 Diploma in Leadership and Management (QCF)

* ILM Level 4 Diploma in Management (QCF)

* ILM Level 4 Extended Diploma in Leadership and Management (QCF)

* Certificate of Nuclear Professionalism

* UCLan Certificate in Nuclear Team Leadership

Business

Improvement

* City and Guilds Level 4 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

* EAL Level 3 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

* Edexcel Level 3 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

* EDI Level 3 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

* PAA/VQSET Level 3 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

* City and Guilds Level 4 NVQ Diploma in Business Improvement Techniques (QCF)

Compliance * IOSH Managing Safely

** CCNSG Supervisors Passport

(iv) UK nucleargraduate における活動

英国では既存の原子力発電所の廃炉が迫っており、適切な技能を持った大学卒業生のニ

ーズが非常に高くなっている。Nucleargraduates プログラムは原子力廃止措置機関（NDA）

によって設計・創設されたプログラムで、優秀な学生を原子力分野（デコミ、発電、再処

理、防衛、新規建設の 5 分野）でプールし、2 年間かけてスポンサー機関及びその関係機関

の現場において仕事を経験させる。プログラム期間が終わると学生に就職先を選択させる。

Nucleargraduates の現在のスポンサーは、環境庁、国際原子力サービス（NDA の子会社）、

低レベル廃棄物管理会社、マグノックス社、NDA、放射性廃棄物管理会社、ロールスロイ

ス社、セラフィールド社、原子力規制局（2014 年からスポンサー）の 9 機関である。スポ

ンサーに代わって ENERGUS （当初は NDA）が学生との窓口業務を行い、就職先の紹介

なども含めて全体管理を行う。訓練期間中は学生にプログラムサポートチームが付き、学

生の全ての相談を引き受ける。訓練期間中、3 回の配置換えがあり、海外研修もある。年俸

は約 24000 ポンド。有給休暇は年間で 25 日。

3.3-19

（ENERGUS：DNA、Sellafield 社と提携した非営利企業。2009 年設立。英国北西部の

西カンブリア地方における NSAN の教育訓練拠点） http://www.nucleargraduates.com/partners/our-sponsor-organisations http://www.energus.co.uk/ M24：可能な限り下記を調査すること。 ・プログラムの開始時期

2008 年に NDA により創設。 ・具体的内容について プログラムの流れは以下の通りである。なお、訓練ゾーンでの訓練は Manchester 大学、

Lancaster 大学、Open 大学で実施され、実地訓練はスポンサー企業、そのサプライチェー

ン、主要顧客や潜在顧客、規制機関などの職場を一通り経験できるように 3 回の配置換え

行って実施されている。

訓練ゾーン 1（2 週間）：入学式、原子力産業界 ↓ 配置換え１（7.5 か月）：スポンサー企業での訓練

↓ 訓練ゾーン 2（2 週間）：ビジネススキル、原子炉技術

↓ 配置換え 2（7.25 か月）：スポンサー企業のサプライチェーンか規制機関での訓練

↓ 訓練ゾーン 3（2 週間）：リーダーシップ、マネジメント、デコミ ↓ 配置換え 3（7.25 か月）：スポンサー企業の主要顧客あるいは潜在顧客での訓練 ↓ 訓練ゾーン 4（2 週間）：原子力安全マネジメント、卒業式

出典：Nuclear Skills 3 Conference, 20 March 2014

http://www.nuclearinst.com/write/MediaUploads/NI_Nuclear_Skills_3_Conference_-_Slides.pdf

具体例を以下に示す。 出身大学等 ｽﾎﾟﾝｻｰ機関 配置換え１ 配置換え 2 配置換え 3 配置換え 4 就職先

3.3-20

A Bristol

電気/修士

Magnox Magnox,

(Oldbury)

DECC,

(London)

Magnox,

(Dungeness)

Zion

Solutions,

(Chicago)

Magnox

(Bradwell)

B Newcastle

機械/修士

RollsRoyce

Defence

Rolls‐

Royce

Submarines

(Derby)

Babcock,

(Devonport)

DECC,

(London)

RollsRoyce

Defence,

(Derby)

C Oxford

物理/修士

RollsRoyce

Defence

Rolls‐

Royce

Propulsion

BAE

Systems

MOD Abbey

Wood

－

D Manchester

土木/学士

NTEC/修士

Sellafield Sellafield

(Risley)

Idom

(Spain)

－ －

注）NTEC：Nuclear Technology Education Consortium ・実施主体は大学か？（学部？修士？）

－実務：スポンサー企業、そのサプライチェーン及び主要顧客や潜在顧客、規制機関。 －座学：Manchester 大学、Lancaster 大学、Open 大学

・予算額 不明。

3.3.3 仏国

(1) 人材育成に関する特徴的な取組

(i) CEA

a. 企業から大学等への人材派遣 INSTN（Institut National des Sciences & Techniques Nucleaires）はフランスの高等

専門学校である。フランスの民間及び軍隊の原子力専門家として人材を養成する。 - INSTN は NUSHARE に関わり、CEA と共に上記のグループ１及び緊急時対応チーム

を担当する。 - その他に、ENEN-III（原子力）、ENETRAP-III（放射線防護）及び PETRUS-III（放

射性廃棄物の処分）という欧州の教育・訓練プログラムにも関わる。そういったプロ

グラムの目的は欧州の教育・訓練の開発及び調和である。 【出典】 INSTN website, http://www-instn.cea.fr/

3.3-21

INSTN は、フランス原子力庁（ＣＥＡ）傘下の唯一の原子力専門大学院であり、原子力

高等教育を集中して実施している。このため、フランスでは、効率的な人材育成が行われ

ており、若い人材も他の欧州諸国に比べて豊富である。 また、INSTN は、欧州原子力教育ネットワーク（ENEN）の教育拠点としての役割も担っ

ている。

【出典】 原子力分野の（特に安全確保、安全規制の視点から捉えた）人材基盤の現状認識と今後の

取組みについて ・フランスでは学部で原子力専門教育は行わず、修士レベルの学生を対象に INSTN で一元

的に教育。1956 年設立。在サクレー・フランスだけでなく、欧州を中心に海外の学生を受

け入れ、英語で教育・専任スタッフ約 100 名、専門家講師は約 1,300 名登録 ・短期コース、研究を通じた訓練コース、大学からの教育訓練受入れコースのほか、教授

派遣 ・受け入れ数は、教育・訓練コースで計 600 名／年。うち約 100 名が INSTN で学ぶ 【出典】 第 28 回原子力委員会資料第 1-1 号「IAEA・欧米における原子力人材確保の取組について」

INSTN はフランスの人材育成の 2 つのレベルで関与する。 ① 学位プログラム（科学者、工学者、技術者・・） ② 専門家及び博士号取得者を対象とした継続教育コース（職業訓練コース）

INSTN の戦略は常に、理論コースを実践コースで完了させることである。実践コースで

は、ソフトウェア、コード、シミュレータ、訓練用原子炉（ISIS）といった広範な訓練ツ

ールを用いる。

3.3-22

訓練用原子炉（ISIS）を用いた訓練 ・オープンコアのプール型原子炉（700 kW） ・2006 年、大規模な改修により教育訓練用原子炉に改造された。2007 年 3 月より、ISISは主として教育訓練に使用されている。

・制御系を大規模に向上させた（新たな認可）。 ・原子炉パラメータの変化を見せるための監視システムを開発－インターネットを通じた

通信訓練コースに使用可能。 現在の教育訓練活動 ・9 つの訓練コース（各 3 時間）。主として、原子炉の原理及び運転に関する実践的訓練。 ・これらのコースは、学位プログラム（~ 50 %）及び継続教育（~ 50 %）に統合される。 ・継続教育の中には、1～12 週間の様々なコースがあり、運転員、技術者、規制機関の職員

が指導者に訓練を施す。 ・毎年、約 400 人の訓練生が 360 時間の訓練を受講する（40%が英語） 訓練コースの主な内容 ・燃料装荷中の反応度制御、 ・臨界達成 ・原子炉起動及び安定化 ・原子炉制御における先行核（遅発中性子）の役割の実証 ・制御棒の較正曲線の作成 ・制御棒ドロップテクニックを用いた制御棒価値の評価 ・反応度試験装置による影響 ・炉心の反応度変化－干渉効果 ・温度効果の学習（温度係数、自己安定化） ・原子炉運転に適用される放射線防護 ・中性子検出系の学習及び設置 ・中性子マップ作成／中性子放射化分析 ・ISIS 職員及び INSTN 指導者の監視の下での原子炉運転

3.3-23

ISIS における燃料装荷実験 【出典】 CEA (2014) ”ISIS TRAINING REACTOR: A REACTOR DEDICATED TO EDUCATION AND TRAINING FOR STUDENTS AND PROFESSIONALS”, International Conference

3.3-24

on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, Vienna, Austria, 12 – 16 May 2014 (ii) IRSN

(調査を実施したが情報は得られなかった) (iii) ASN

(1) 自社職員の育成 検査官の資格認定のための教育訓練の中には、一般職員としての教育訓練も含まれてお

り、次の 4 つのカテゴリーがある。 ① 検査官教育訓練

訓練検査員グレードから有資格検査官グレードへの昇格に不可欠である。資格取

得した検査員のみに基本原子力施設（BNI）検査官の身分証が発行される。 ② 初年度基礎教育訓練

検査官認定には不可欠ではないが、科目が受けられるようになったら、できるだ

け早く受講することが望ましい。 ③ 上級検査官教育訓練

有資格検査官が上級検査官グレードへ昇格するのに不可欠な条件である。受講資

格者は既に検査官教育訓練、初年度基礎教育訓練を受けている者に限られる。 ④ 高度教育訓練

特定の業務との関連で職員自身の希望又は監督者からの要請で行う。上級検査官

になるための必須条件ではない。 初年度教育訓練期間は、約 60 日で 1 年かけて実施している。2 年目の教育訓練は追加

20 日間で、3 年後には上級検査官候補になることが可能であるが、仕事が多い名誉職なの

で希望者は少ない。各教育訓練の主な項目を以下に示す。 ・初期教育訓練（検査官になるため）

原子力工学、IRSN の役割、放射線防護、法的枠組み、品質保証（QA） ・継続教育訓練

PWR の安全性、安全の基本原則、緊急事態、原子力耐圧機器局（DEP）の役割、

国際関係、ASN 組織、原子力発電所、支局の役割 ・上級検査官教育訓練－初期教育訓練（上級検査官になるため）

プロジェクト・マネジメント、コミュニケーション、苛酷事故、ALARA、劣化・損

傷、環境、事象管理、フルスコープ・シミュレーション、エンジニアリング・シミ

3.3-25

ュレータ、プラント通常運転 ・継続教育訓練

燃料サイクル及び輸送、エンジニアリング・シミュレータ、ポンプ、蒸気発生器、

製造管理、弁、放射性廃棄物 ASN 検査官の教育訓練の詳細は以下の通りである。 ＜教育訓練の種類＞ ①教育訓練の種類には次の４タイプがある。

教育訓練タイプ 特徴 A 検査官になるための教育訓練。検査官になる前に、6～10 ヶ月前以内に

受ける。 B ASN に入って 18 ヶ月以内に受ける教育訓練

C 上級検査官になるために受ける教育訓練。ASN に3 年以上いないと取

れない。 P 特定のテーマについてコンピテンシーを補充する教育訓練

＜フォローシート＞

① 検査官になるためには A と B を受ける。A を完了すれば検査官になる。 ② 各部門の検査官毎に「フォローシート」が作成されており、その中に A と B のブレ

ークダウンが示されている（下記⑥に例を示す）。上級検査官候補に対するフォロー

シートも別にある。 ③ フォローシートの内容は次のようなものである。

・受講すべき A 及び B 教育訓練項目のリスト（その受講日又は受講完了同等とみ

なせる理由の記載欄あり） ・それ以外の教育訓練項目があればそれを記載する欄 ・これまでの経歴（原子力分野、非原子力分野）を記載する欄 ・検査官になる前に必要な経験の一覧（チェック欄あり） ・検査官としての適性認定を記載する欄

④ 教育訓練対象者は各部門で選定する。教育訓練終了後、このフォローシートを教育訓

練管理担当に提出して申請し、正式に検査官に認定される。 ⑤ ある分野の検査官だった者が異動して別の分野の検査官になる場合がある。例えば廃

棄物分野の検査官だった者が原子力発電所の検査官になる場合。この場合は、差分だ

けの教育訓練を受ければよい。過去に受講済みの部分は受けなくてよい。 ⑥ 原子力発電所の検査官になる場合のフォローシートには次の教育訓練項目が示され

ている。

3.3-26

原子力発電所の検査官になるための教育訓練項目 A1：基本原子力施設（BNI）の安全設計・運転の知識を得る A2：検査の倫理、方法論を知る A3：品質保証省令を使いこなす A4：放射線防護、事故防止方法、守るべきルールの基本知識を得る A5：BNI の運転、事業者の任務と組織を理解する（現地実習） A10：原子炉の利用に関する各種図書の知識を得る B1：ASN 及び技術支援組織の組織と業務を知る B2：支局の業務を知る（支局での実地教育訓練） B3：職員として遵守すべき規制と手続きを理解する B4：緊急時における自分の任務を理解する B5：メディアの動きを理解しプレス文を作る能力を身につける（マスコミ対応） B10：（燃料交換）炉停止時フォローのための ASN の準備事項を知る B11：EDF の組織について知る

＜内部と外部での教育訓練＞

① 教育訓練には内部と外部での教育訓練がある。内部教育訓練は ASN 内部で実施する。

外部教育訓練は EDF、AREVA/Framatom、CEA/INSTN、IRSN 等の外部で行われ

る。原子力安全分野の検査官になるには約 20 週間（100 日）の教育訓練を受けるが、

おおよそ内部と外部が半々である。 ②原子力安全分野の検査官になるための内部教育訓練は 19 種類、外部教育訓練は 39 種

類ある。それぞれの特徴は次の通り。

教育訓練の分類 教育訓練の分類 内部（19 種類） ・検査のコンピテンシー養成（例：規制知識）

・ASN 職員のみ受ける

・ニーズも検査に特化

・プログラム、スケジュールも内部で調整

・講師は熟練の検査官 外部（39 種類） ・原子力の一般知識（炉設計、核物質輸送、RW、・・）

・外部の教育訓練機関に送る

・プログラム、スケジュールは外部で決定

・講師は外部者

③ 内部教育訓練及び外部教育訓練の具体例は次の通り。

3.3-27

教育訓練の分類 具体例 内部 ・ASN 検査における倫理

・ASN の概説及び組織体制

・原子力安全に関する規則 外部 ・発電用原子炉（PWR）

・原子力入門

・核燃料サイクル

・放射線、放射線防護

＜教育訓練日数＞

① 検査官の種類に応じて教育訓練の分野が異なりその日数が変わってくる。下表に例を示

す。上級検査官の場合はまた別になる。

② 2004 年の教育訓練回数は延べ 96 回（合計 361 日）であった。2002 年時点では 66 回であったが、2002 年 2 月以降、放射線防護の任務が追加されたことで増えた。96 回のうち 43 回が内部教育訓練（パリ 36 回、フォントネオローズ 4 回、ディジョン

3 回で延べ 79 日）、53 回が外部教育訓練（延べ 292 日）であった。なお、ここで

の回数は複数回行われたものをカウントしているので、教育訓練の種類数とは一致し

ていない。

3.3-28

＜教育訓練の方法＞ ① 教育訓練は、大別してクラスルーム形式の講義と、オンジョブ形式の訓練がある。ク

ラスルーム形式の講義は基本的なことを教えるもので、リフレッシャー訓練にも使用

される。オンジョブ形式の訓練は、通常の勤務場所又は適切な場所で熟練した指導者

の監督のもとで受ける。 ② ビデオ、コンピュータ・シミュレーション、参考文献、模型、手順書などを教育訓練

に合わせて使用する。 ③ 教育訓練テキストはあるが、外部に公表はしていない。

＜教育訓練の評価＞ ① 教育訓練に対する評価は 2 段階で行っている。すなわち、（1）無記名で訓練生本人

に教育訓練内容が良くわかったかどうか聞くもの（講師の評価）と（2）教育訓練責

任者によるそれらの総括及び訓練生の上司の意見（教育訓練の結果、力量が上がった

かどうか）の聴取である。講師は自分が評価されることが分かっているので、手を抜

けない。 ＜教育訓練プログラムの更新＞

① 教育訓練プログラムは定期的に更新している。技術的、法的な側面の更新が必要であ

る。2000～2001 年は古いやり方であったが、2005～2006 年は新バージョンになっ

た。なお、2006 年は EU 指令を踏まえて法体系を見直す予定であり、それに応じて

教育訓練も再改訂される見込み。 ＜原子力耐圧機器局（DEP：旧 BCCN）検査官の教育訓練＞

① 基本的には ASN 検査官と同様である。ただし、DEP の検査官として不要な教育

訓練項目と追加すべき教育訓練項目があり、調整している。 【出典】 日本原子力産業協会（2009）欧米主要国の原子力法規制の調査 (iv) EDF

(1) 産業界（企業）の自社職員の育成 ＥｄＦ社とＡＲＥＶＡ ＮＰ社は、共同でＰＷＲ保修実習センター（ＣＥＴＩＣ）を建設

して、現場感覚を持ったトレーナーにより、大型モックアップ設備を使用した実務的な訓

練を行っている。

3.3-29

【出典】 原子力分野の（特に安全確保、安全規制の視点から捉えた）人材基盤の現状認識と今後の

取組みについて （参考情報） 原子力、放射線防護等の専門家は基本的に、高等専門学校あるいは大学の出身である。

EDF 等で務める海軍出身者もいるが、高等教育は何れにも必要である。2011 年から、海軍

が潜水艦用教育（5 ヶ月）を提供することになったが、IUT Toulon という専門学校の学生

であるという条件がある。 【出典】 Studyrama Grandes Ecoles, “La Marine nationale ouvre une nouvelle filiere pour former des specialists energie nucleaire”, http://www.studyramagrandesecoles.com/home.php?idRubrique=602&Id=6084 (2) 産業界（企業）緊急事態対応 福島第一発電所の事故後、EDF は危機対応能力を強化するため、人や機器などの支援を

即座に提供する組織として、FARN（原子力事故即応チーム）を 2011 年に設置した。FARNはパリに本部を置き、国内 4 ヶ所（シボー、ダンピエール、パリュエル、ビュジェイ）に

地域本部がある。 当初、FARN は EDF の自主的措置として設置したが、その後 2012 年に規制当局（ASN）

の要求事項に組み入れられ、ASN の追加的要求より改編された。特別チームと機器が、事

故後 12 時間以内に発電所に到着し、24 時間以内に作業を開始できる体制を、2015 年中に

完備するよう整備中である。 FARN として指名された職員は、1 年の半分は発電所内での通常の仕事を行い、残り半分

を FARN の訓練（例：道路上の障害物の撤去、他）に費やす。 【出典】 日本原子力産業協会 website, http://www.jaif.or.jp/ja/news/2014/paluel-farn_visit141105.html

3.3-30

FARN の訓練（追加情報） 完全な業務開始後、FARN は本部及び地域サービスから構成される。原子力発電所勤務

の地方スタッフは、勤務時間中に FARN の訓練及びプラントの通常業務を行う。 日常的な活動の内訳

50%：以下のような原子力発電部門としての活動 ・訓練（アクシデントマネジメントの技術向上） ・原子力発電所における訓練 ・固有の活動

35%：FARN の活動。特にシフトチームの能力維持、可搬機器の保守及び設置、演習

の準備及び実施、サイトの予備調査実施のための訓練。 15%：休日

FARN の毎年の訓練期間は 20 週間であり、訓練領域は運転中の危機管理、物流管理／取

扱、“後方基地”の設置、その他である。

FARN のマネージャ、及び本部職員はフルタイムの FARN 勤務となる。他の FARN 職員

（約 260 名）は年間 20 週間を FARN で勤務し、残りの時間は原子力発電所で通常業務を

行う。 FARN の訓練は操業者が行う。FARN は訓練のため、国による緊急時訓練に参加する機

会も利用するが、技術シナリオからは独立している。2014 年は、FARN が参加する緊急時

訓練は設定されていない。

3.3-31

FARN の訓練（CRUAS 発電所）

訓練内容の例（日本原子力産業協会の視察時） ＜瓦礫撤去訓練＞ 災害や事故があった際に、道路を塞いでいる瓦礫や木等の障害物を撤去する訓練。消防

士が、木やコンクリート・鉄筋の切り方や撤去方法を指導。 木を切断して手で撤去する訓練 瓦礫を切断し四輪駆動車で撤去する訓練

3.3-32

＜発電機および通信設備の運搬・設置実演＞

100kW 発電機 2 台、ブルドーザー・リフター、通信設備等を積んだトラック 3 台、先導

車 1 台が出動する実演。トラックは FARN 所属時に大型免許を取得した放射線技師が、ブ

ルドーザーは普段は工程管理をしている職員が運転。 1 チーム 14 人で 2 基の原子炉の事故に対応すべく訓練を実施（通常時は、1 人はリーダ

ー、6 人が中央制御室、7 人が保守管理を行っている職員）。

通信設備

最後に、発電機を起動後、配電盤を経由して、照明設備と空調機に通電するまでの演習

を実施。 （※1）EDF (2012) Complementary Safety Assessments within the EDF nuclear fleet

And Long Term Operation of the 900 MW Units, ATOMEXPO-2012 （※2）EDF（2014）French Nuclear Rapid Action Force (FARN) opens final regional base

at Bugey, PRESS RELEASE, March 11th 2014

3.3-33

（※3）France (2014) Convention on Nuclear Safety, Questions Posted To France in 2014 （※4）EDF(2012) EDF experience as Integrated Architect Engineer, WNA symposium ,

Beijing Nov. 08 – 09, 2012 （※5）日本原子力産業協会 website,

http://www.jaif.or.jp/ja/news/2014/paluel-farn_visit141105.html (3) 技術力の認証制度等 原子力安全技術者には、大学卒業後に、3 年間のトレーニングを行っている。このよう

な資格認定制度は国のシステムではなく、EDF が規定・運営しているシステムであり、認

定をするのも EDF である。 【出典】 日本機械学会（2006）原子力の安全規制の最適化に関する研究会訪欧調査報告書

EDF 原子力訓練アカデミーは、原子力発電所の設計、建設及び運転に関する全ての能力

をカバーする。既設炉及び新規プロジェクトにおいて高いレベルの安全性及びパフォーマ

ンスを保証するため、EDF は強力かつ体系的な訓練プロセスを開発した。以下に、EDF の

社内訓練施設の例を示す。 ・フルスコープ・シミュレータを有する所内訓練センター（20 ヶ所：1 発電所あたり 1 ヶ

所、及び FLA3 に 1 ヶ所）、講義室及び OJT ・EDF 保守訓練センター（Bugey 発電所) ・CETIC 実物大モデル原子力発電所訓練センター：AREVA 及び EDF により設立。職員訓

練及び停止準備専用（実物大 PWR 機器、燃料取扱系・・・）⇒以降に詳細情報。 ・EDF Energy 職員の訓練施設、SAT アプローチを用いる（Portsmouth） ・革新的学習法：e-評価、e-ラーニング、双方向テレビ、現地訪問（on-field visit）、シミュ

レータ&実習 ・2015 年より、EDF Saclay キャンパスが、EDF の研究開発センター、主要大学及び高校

の横断的な学習を向上させる、欧州で最大のエネルギー専門家の訓練センターとなる。

3.3-34

訓練施設の例： 保守訓練施設（Golfech 発電所） 超音波センサのモックアップ CETIC：EDF-AREVA 合同技術センター（保守及び介入専用）; ・一次系ループ機器（据付型）の完全なセット

- 本物の機器、実物大モックアップ、 ・燃料建屋プールの正確な複製品

- 実物大、28m×22m×10m - 水中作業の訓練

・燃料装荷／取出機器

- 900 MW, 1300MW & N4 原子炉 -ダミー燃料集合体の取扱い

・フランス及び世界の原子力発電所に以下を提供； - 24 時間/週 7 日 の利用可 - 原子力発電所の代表的環境 - 特製モックアップに関するエンジニアリング・サービス

3.3-35

CETIC

【出典】 EDF（2013）”Knowledge Management Approaches Throughout Design, Construction and Operation Practical implementation & Experience”, IAEA 58th GENERAL CONFERENCE: 22–26 September 2013

EDF の訓練プログラムは、3 つに分類されている。 ①職業・学術共通知識：一般職員訓練プログラム（2013 年度は 62 セッション） ②職業・学術固有 KSA：社内（Corporate）及び所内技術訓練プログラム（OJT 含む）

（2013 年度は 75 セッション） ③継続訓練：社内再訓練コース：所内訓練コース（JIT 含む） （KSA：知識、技術及び姿勢（Knowledge, Skills & Attitudes））

訓練施設及びツールには、以下の 3 種類がある。

①技術訓練ワークショップ （例：上述の Golfech 発電所の保守訓練施設）

3.3-36

②シミュレータ＆モックアップ

(例：燃料取扱系シミュレータ)

③革新的ツール （例：上述の超音波センサモックアップ）

【出典】 EDF(2014) EDF Skills Management for Operations, IAEA Conference (CN-215) HR Development for Nuclear Power Programmes: Building & Sustaining Capacity 12-16 May 2014 (v) AREVA

(1) 産業界（企業）の自社職員の育成及び企業から大学等への人材派遣 ・AREVA 社は 600 の訓練コースを世界中に持っている。 ・教える教師は、アレバ社員＋外部講師＝100 人。 ・受講者は、研修コース参加前に、e－ラーニング講座を受講する。 ・大学は教育（Education）を施し、アレバ社は訓練（Training）を施す。この役割分担に

より、両者は競合しない。相互協力関係にある。 ・大学と企業のハイブリッドが必要。大学は学位を与え、企業は訓練を施す。 ・人材育成のモデルとして、2 基の原子力発電所に対し、800 人の技術員 (学士)、400 人の

研究員（修士）、50 人の専門家（PhD）のピラミッド構造を想定。大学や INSTN が教育を

施す。 ・アレバ大学（世界各地にあるアレバ社の教育・訓練講座の総称）はエクスアンプロバン

3.3-37

スに国際キャンパスがある。 ・欧州原子力アカデミー（ENELA；European Nuclear Energy Leadership Accademy）は、2010 年 1 月、アレバ、ドイツの EON 社、ウレンコ社、イタリアのエネル社など欧州

6 企業が参画してミュンヘンに設立された。訓練用研究炉も持つ訓練機関。原子力技術と管

理の両面の教育により幹部候補生の育成を目指す。 ・ミュンヘン工科大学、ウプサラ大学、エコールポリテクニックなどの大学が参加。修士

の学位を与えることができる。 ・WNU との違いは企業発案であること。アカデミーコースとプロフェッショナルコース。

プラクティカルトレーニングコースではプラハの実験炉を使う。企業における４、５カ月

のインターンシップがある。 ・トレーニングの例として、ポーランド人教授を６週間にわたってサマースクールで教育

した。南のカダラッシュ（エクスアンプロバンス）から北上し、フラマンビル（ノルマン

ディー）で終了した。 【出典】 原子力人材育成ネットワーク欧州出張報告

AREVA は、自社職員の教育のため EDF と共同で訓練施設 CETIC を設立している（EDF参照）。 (2) 技術力の認証制度等 「アレバ大学」は、教育・訓練講座受講により当該分野についての社内認定となり、ア

レバ社員および外部企業等の人材の品質保証の役割を果たす。 【出典】 原子力人材育成ネットワーク欧州出張報告 最近の国際的活動の例（I2EN と一部重複）： ・ポーランド

- 20 名の大学教授に対して、AFNI, I2EN, AREVA, EDF, CEA, IRSN, ANDRA が協働し

て初期訓練を実施（技術訓練、サイト訪問、経験の共有、フランスの学術機関とのネッ

トワーク構築） ・中国

- Taishan EPR: EPR のニュークリア・アイランドに関する 166 の訓練コース。1,284 名

の中国人技術者が欧州及び中国で訓練を受講。

3.3-38

- CNPE (CNNC グループ)との間で協定締結。プロジェクト管理に関する 40 名の最高幹

部に対する訓練。 ・南アフリカ

- AREVA 供給チェーンのパートナーに対する訓練 - プロジェクト管理の修士号及び、40 名の高い潜在能力を有する将来のリーダに対する

特製の（tailored-made）訓練 - National Empowerment Fund による南アフリカ代表団の学習ツアー

・サウジアラビア - フランスチーム（AREVA, EDF, CEA, I2EN）が能力開発のロードマップを提案 - 訓練センターを設立し、学術・産業会のパートナーの地域ネットワークを構築する、

進行中のプロジェクト - 南アフリカの 15 名の専門家の学習ツアー - 供給業者のエクセレンスに関する訓練

【出典】 EDF（2013）”Knowledge Management Approaches Throughout Design, Construction and Operation Practical implementation & Experience”, IAEA 58th GENERAL CONFERENCE: 22–26 September 2013 2.3.6 国際原子力学院 （I2EN：International Institute of Nuclear Energy） (1) 企業から大学等への人材派遣 ・フランスの原子力教育機関の情報ハブ、留学生のための窓口、海外連携の接点 ・サルコジ大統領（当時）が提唱し、2011 年 3 月発足・在サクレー・要員 4 名 ・政府により設置されたが、資金はフランス原子力代替エネルギー庁（CEA）からの部分

を除き、民間から拠出・予算は年間１M ユーロ程度・フランス国内、海外両方からの教育・

訓練に対する要求を仲介・HP に、教育・訓練内容のカタログを提示 （HP に載せきれない各種教育・訓練メニューの内容詳細を集積） ・原子力の基礎教育、専門教育、職業教育をカバー・国内連携機関は、教育機関ではフラ

ンスで唯一の原子力専門学校 INSTN（国立原子力科学技術学院）、大学、高等学校の 18 機

関、産業界ではアレバ社、フランス電力会社（EDF）等の 3 機関、研究機関では CEA、ANDRA等の 3 機関

3.3-39

【出典】 第 28 回原子力委員会資料第 1-1 号「IAEA・欧米における原子力人材確保の取組について」 (2) 輸出に伴う国外人材育成指導者 I2EN は、フランスと関係のある国が適切に原子力を導入するように教育及び訓練を提供

する機関でもある。従業員の訓練等のプログラムは特にない。 【出典】 I2EN website, http://www.i2en.fr/en/ I2EN の活動 ・I2EN はフランスの学術、研究及び産業界の教育訓練関連組織の調整役である。 ・I2EN は原子力に関する能力取得に興味を有する国（特に原子力発電の開発に着手しよう

とする国）の単一の入り口となる。 ・人材能力開発のロードマップ作成及び実効のアドバイザである。パートナー国における

需要に合わせて、教育訓練ソリューションを提案できる。 I2EN: フランスの教育訓練システムへの入口 ・国際的な教育訓練に関する要請へ対応：政府の協定、特に AFNI が管理する国際イニシ

アチブ（IAEA、AEN）を起源とする ・二国間協定の枠組みの中で、海外の学生及び職業人の訓練生に対する情報の接点となる：

最も適切なフランスのカリキュラムへのオリエンテーション。選択、入学及び受講

（installation）プロセスにおける助言。 ・フランスの教育訓練を包括的に見渡すことにより、原子力の全てのレベルにおける高い

教育システムを提供（技術者、学士、修士、博士） フランスの原子力教育ネットワークからの卒業者数 ・以下のプログラムから、毎年約 1,400 名が卒業

- 博士課程－200 名超 - 修士課程－年間 800 名超。インターンシップ及び実務経験（CEA, ANDRA, IRSN,

EDF, AREVA, etc.）を伴う 50 の修士プログラム（1～2 年：大学卒業者が対象）を

卒業。 - 学士－年間 230 名。16 の学士プログラム（3 年間：大学未卒業者が対象）を卒業。 - 上級技術者－50 名の職業準学士（vocational associate’s degree）取得者。16 の技術

者プログラム（2 年間：大学未卒業者が対象）を卒業。 - 技術者－年間 100 名の高等専門学校卒業者。15 の技術者プログラムを卒業。

3.3-40

フランスでは、原子力分野で 800 名を超える修士、及び 200 名を超える博士が毎年卒業

するが、これらの 20%は海外出身である。 【出典】 I2EN (2014) “Human Capacity Building through networks: the French case”,

I2EN は、原子力分野における教育及び訓練に関する専門知識を共有するため、人材開

発のための教育及び訓練のソリューションを、国際パートナーに提供する。 I2EN が提供する教育訓練プログラム 学術機関（学術的教育）：

・工学及び修士レベル ・工学、専門機関の大学及び大学院 ・原子力教育及び訓練中の運転員⇒INSTN ・技術者レベル及び職業訓練

- 高等専門学校 - IRI／AFPI

・原子力分野に関する理学修士－M1/M2（Orsay, Paris Tech..） 産業界（実務的教育）：

・原子力産業界の主要企業⇒AREVA、EDF、GDF Suez、GIIN フランス政府機関（実務的教育）；

・さらに高度な教育、産業、環境、エネルギー、国防、及び外交問題。 研究、安全性、その他（実務的教育）

・安全性⇒enstti、IRSN ・研究⇒CEA、CNRS ・廃棄物管理⇒ANDRA

最近の国際的活動の例（AREVA と重複）： ・ポーランド

- 20 名の大学教授に対して、AFNI, I2EN, AREVA, EDF, CEA, IRSN, ANDRA が協働し

て初期訓練を実施（技術訓練、サイト訪問、経験の共有、フランスの学術機関とのネ

ットワーク構築）

3.3-41

・サウジアラビア - フランスチーム（AREVA, EDF, CEA, I2EN）が能力開発のロードマップを提案

【出典】 EDF（2013）”Knowledge Management Approaches Throughout Design, Construction and Operation Practical implementation & Experience”, IAEA 58th GENERAL CONFERENCE: 22–26 September 2013 3.3.4 独国

(1) 人材育成に関する特徴的な取組

(i) BMWi

（調査を実施したが情報を得られなかった） (ii) 電気事業者

（調査を実施したが情報を得られなかった） (iii) カールスルーエ工科大学

Karlsruher 技術協会のエネルギー研究科が原子力技術の教育及び訓練プログラムを提供

している。AREVA Nuclear Professional School がドイツ国内の原子力技術のレベルを維持

し、優れた教育プログラムを提供している。科学的な指導及び産業に関連する実用的な実

験を通して、最先端の研究に向けた最適な要件を満たす。 2 年間の教育プログラム

KIT のプロジェクトは以下に関連する： PWR BWR 革新的軽水炉 原子炉物理、熱水力学、物質科学及び応力解析、原子炉設計、安全技術等の技術を応

用して実施する。 博士号取得プログラム

KIT で軽水炉分野研究を実施する（期間: 3 年）。 必須条件: ドイツ国内大学の学部卒、修士または同等の海外大学の卒業生 成績： 20 科目において「good」または「better」 ※KIT 及び AREVA の従業員または PhD は、AREVA Nuclear Professional School の訓

練コースに学費無料で参加できる。 ※2 年間修了教育プログラムを受けて、AREVA NP GmbH から博士号を授与される。

プログラムの概要

3.3-42

AREVA Nuclear Professional School のコース・スケジュール（2014 年）を以下に示す。

（※1） ・原子力施設の廃止措置に関する技術及び管理 ・決定論的手法による原子炉物理計算 ・軽水炉の炉心設計及び燃料管理 ・軽水炉の炉心のフィードバック及び過渡応答 ・熱－水力学安定性解析 ・熱伝達 ・OpenFOAM(*)を用いた計算流体力学（*:オープンソースの流体解析ライブラリ） ・多次元計算流体力学 ・一次元二層流モデル ・燃料集合体における水流のサブチャンネルモデル ・設計を超える事故、炉心損傷事故 ・モンテカルロ臨界・遮へい計算 ・応力解析 ・格納容器の熱－水力学及び水素の挙動 ・訓練－原子炉ワークショップ ・中性子／熱－水力学システム連成コード ・軽水炉における設計事故及び数値解析ツール ・燃料被覆管及び原子炉機器の構造材料 ・地震荷重に関連する配管設計及び実装 ・液体金属原子炉におけるシビアアクシデント・シミュレーション

受講者数

AREVA Nuclear Professional School は 2009 年に設立され、同時期に 30 名の博士課程

の学生を入学させる。（※2） （※1）AREVA Nuclear Professional School web サイト

http://www.anps.kit.edu/204.php （※2）IAEA, Human Resources for Nuclear Power Expansion (iv) アーヘン原子力トレーニング研究所

アーヘン原子力トレーニング研究所（AiNT）では、原子力訓練–適性及び容認手順を含

む原子力工学分野の若手スタッフ及び技術者の教育と訓練のニーズに適合するように包括

的なプログラムを実施する。

本コースは、原子力工学分野の専門家、適性のあるプレゼンターによって実施される。

3.3-43

AiNT は、実用的かつ専門的なニーズに応じた技術情報を提供するフルタイムの従業員に向

けのモジュラー訓練コースを実施している。AiNT の訓練コースのプログラムでは、一般的

な原理から、Konrad 最終貯蔵施設における放射性廃棄物処分の認可、または原子力に関す

る環境及び政治的重要性といった複雑な問題に関する議論まで、幅広く実施する。 ターゲットとするグループ 教育及び訓練コースでは、原子力産業、専門組織及び原子炉施設の監視及び容認組織で

働く上で必要な様々な工学的または科学的な分野の教育及び訓練プログラムが計画されて

いる。 原子力工学の技術的及び公式実施の複雑さから、テーマを深く理解した上でメディア取

材または政治的議論を述べなければならない。それゆえ、主に科学及び経済に関心を持つ

人に幅広いテーマについて働きかけたいと考えている。

（※1）AREVA Nuclear Professional School http://www.anps.kit.edu/

（※2）Aachen Institute for Nuclear Training http://nuclear-training.de/en/aint.html

3.3.5 ロシア

(1) 人材育成に関する特徴的な取組

国営原子力公社（ロスアトム：Rosatom）の傘下の一つに原子力発電会社（アトムエネ

ルゴプロム：Atomenergoprom）があり、原子力発電会社の傘下の一つに原子力発電コン

ツェルン（ロスエネルゴアトム：Rosenergoatom）がある。 ロスアトムの規模については、傘下企業総数は 250 社を超えており、それらの職員総数

は 26 万人を超えている。ロスエネルゴアトムに限って見れば、2013 年時点で、職員総数

が約 34,900 人、そのうちプラント現場に携わる運転員や保守要員等は 9,700 人以上となっ

ている。

(i) ロスエネルゴアトム（原子力発電事業者）と全ロシア原子力発電所運転研究所

原子力発電コンツェルン（ロスエネルゴアトム）は、原子力発電所を所有し運転する事

業者である。ロスエネルゴアトムは、職員訓練の方法や教材に関して社内規定を定めると

ともに、各原子力発電所に訓練センターを設けており、各訓練センターにシミュレータと

精神生理学研究所を有している。精神生理学研究所は、プラントの安全かつ効率的な運転

のために必要となる職員の人間信頼性を保持増進するために、人間信頼性に関する様々な

問題に取り組むためのものである。精神生理学研究所の取組は適宜職員訓練や労務管理等

3.3-44

に反映される。 管理職や専門職に該当しない職員は、訓練センターで訓練を受ける。管理職や専門職に

該当する職員は、社外の施設（継続教育訓練中央研究所等）で訓練を受ける。一連の職員

訓練は、規制当局である連邦環境・産業・原子力規制監督庁（Rostechnadzor）の規制要件

に従ったものである。 全ロシア原子力発電所運転研究所（VNIIAES）は、原子力発電コンツェルン（ロスエネル

ゴアトム）の子会社であり、原子力発電所の職員の教育訓練のために、訓練プログラムの

策定、教材の作成、機材やシミュレータの設計製作等を行なっている。

(ii) アトムテフエネルゴ（原子力エンジニアリング会社）

アトムテフエネルゴ社（Atomtechenergo）は、原子力発電会社（アトムエネルゴプロム）

の傘下の一つであり、原子力発電所の建設工事・起動試験・運転保守等を請け負うエンジ

ニアリング会社である。アトムテフエネルゴには以下の訓練センターがある。 ・ スモレンスク訓練センター（RBMK プラントの運転保守に備えた教育訓練を実施） ・ ノヴォヴォロネジ訓練センター（VVER プラントの運転保守に備えた教育訓練を実

施）

(iii) ロスアトム（国営原子力公社）と継続教育訓練中央研究所

継続教育訓練中央研究所（CICE&T）は、1967 年に設立され、2008 年に連邦原子力庁

（ロスアトム）が国営原子力公社（ロスアトム）に改編されると、国営原子力公社（ロス

アトム）の傘下に入った。原子力の様々な分野の専門家や原子力発電所の職員のために様々

な教育訓練を施し、ロスアトムに人材を供給している。オブニンスク（モスクワ南西約

100km）に本部が、サンクトペテルブルグに原子力発電所のための支部が、ウラルにサイ

クル施設及び核兵器関連施設のための支部がある。組織構成を図 1 に、職員数推移を図 2に、オブニンスク本部とサンクトペテルブルグ支部の受講者数推移を図 3 に、受講者の所

属別の割合を図 4 に示す。 (ⅳ) 中央先進訓練研究所

中央先進訓練研究所は、2010 年にモスクワ先進訓練研究所とサンクトペテルブルグ職能

研究所が合併して発足した。サンクトペテルブルグ支部（旧サンクトペテルブルグ職能研

究所）は 2013 年に継続教育訓練中央研究所に吸収されたが、モスクワ本部は現在も継続教

育訓練中央研究所からは独立した機関になっているように窺える（前述の継続教育訓練中

央研究所の組織構成（図 1）にはモスクワ本部を吸収した形跡が見られない、また中央先進

訓練研究所のウェブサイトにも継続教育訓練中央研究所との組織的な繋がりがあることの

示唆は見られない）。 モスクワの中央先進訓練研究所は、原子力産業に従事する上級管理職を養成するための

3.3-45

教育訓練を実施している。訓練プログラムには、原子力産業安全や各種規制に関するもの

の他に、財務や労務やその他の組織管理上の実務に関するもの、社会心理学や経営哲学に

関するものも含まれている。（MIPK “Atomenergo”; http://www.mipkae.ru/english/english.htm）

(v) 大学等

ロスアトムの人材供給源になっている主要大学は、国立原子力研究大学（モスクワ応用

物理科大学）を筆頭として国内に計 13 あり、それらの学生総数は 30 万人以上、教職員総

数は 5 万人以上である。 国立原子力研究大学（モスクワ応用物理科大学）は、原子力産業に従事する専門家を養

成するための高等教育機関の中心である。国立原子力研究大学は、主にモスクワの本校と

各地の分校で構成されている。それらの分校は以下の通り。 ・ オブニンスク原子力発電工科大学 ・ 州立ノヴォウラリスク工科大学 ・ オゼルスク工科大学 ・ 州立サロフ応用物理科大学 ・ セヴェルスク工科大学 ・ スネジンスク応用物理科大学 ・ レスノイ工科大学 ・ トリョフゴールヌイ工科大学 ・ ヴォルゴドンスク工科大学 ・ ディミトロフグラード工科大学

国立原子力研究大学は、これらの本校と分校の他にも幾つかの付属学校があり、それら

の付属学校まで全て合わせると、学生総数は 38,000 人以上、教職員総数は 1,500 人以上で

ある。 国立原子力研究大学の卒業生の多くは、ロスアトムやその傘下企業、あるいは規制当局

やその付属機関に就職している。ロスアトムやその傘下企業からの転職者が国立原子力研

究大学の教職員になって後進の指導に当たることもありうる。 ロスアトムやその傘下企業の在職者が社外で教育訓練を受ける場合、継続教育訓練中央

研究所があるため、国立原子力研究大学等が活用されるケースは一般的ではないものと思

われる。 原子力人材育成の構成要素（ロスアトム内部での職員訓練とロスアトム外部での学生教

育）の概要を図 5 に示す。

3.3-46

(vi) 産業界と規制当局の共同

規制当局である連邦環境・産業・原子力規制監督庁（Rostechnadzor）には、付属機関と

して原子力放射線安全科学技術センター（SEC NRS）と通商安全検査機構（VO Safety）が設置されている。 原子力放射線安全科学技術センターは連邦環境・産業・原子力規制監督庁に対して、規

制文書類の整備や安全審査や規制の根拠となる科学研究等に関する技術支援を提供すると

ともに、規制側の職員のための教育訓練プログラムの策定についても貢献している。 http://www.secnrs.ru/en/ http://www.secnrs.ru/en/science/training/

通商安全検査機構は、規制側の実施する検査・監査を支援するとともに、原子力放射線

安全再訓練センターを有しており、ロシア国内の規制側の職員のための再訓練（原子力分

野の最近の知見の伝授）や、ロシアで設計されたプラントが輸出されている諸国の規制側

の職員のための訓練についても貢献している。 その他にも原子力放射線安全教官養成センター（TMC NRS）があり、同センターは規制

側の職員のための教育訓練を施す教官を養成している。 産業界では継続教育訓練中央研究所や全ロシア原子力発電所運転研究所等、規制側では

原子力放射線安全科学技術センターや通商安全検査機構等という具合に、大学卒業後の就

職先における人材育成のためのプログラムは別々に確保されているように窺える（図 6）が、

両者の共同の取組の有無については得られた情報からは判然としない。 (vii) 原子力平和利用のための人材育成と軍事関連活動との関係

a. 軍事部門から民生部門への人材供給 旧ソ連解体後に核兵器や大量破壊兵器の研究に従事していた科学者や技術者が旧ソ連諸

国の国外に流出し核不拡散を損なう可能性が、西側諸国から懸念された。そこで西側諸国

はロシアと協定を結び、モスクワに国際科学技術センター（ISTC）を設立し、西側諸国の

資金で平和目的の研究開発の機会を提供するとことなった。また、ロシア以外の CIS 諸国

に支部が設けられた。 国際科学技術センターの活動は 1994 年に始まり現在も継続している。現在の加盟国は以

下の通り。 ・ 支援国：日本、米国、EU、ノルウェー、韓国

3.3-47

・ 被支援国：ロシア、アルメニア、ベラルーシ、グルジア、カザフスタン、キルギス、

タジキスタン b. 民生部門の人材の軍事部門の教育訓練への参画 産業界では継続教育訓練中央研究所や全ロシア原子力発電所運転研究所等、規制側では

原子力放射線安全科学技術センターや通商安全検査機構等という具合に、民生部門の人材

育成のためのプログラムは民生部門の枠内で別々に確保されているように窺えるが、民生

部門の人材が軍事部門の教育訓練に参画することがあるか否かは得られた情報からは判然

としない。 (viii) 産業界における緊急事態対応のための人材育成

a. 緊急時計画体制 原子力発電所で発生しうる事故災害等の緊急事態に対応するための計画（緊急時計画）

には、事故災害等の規模に応じて様々な関係機関が参画しうる。 関係する行政機関を統括するのは連邦防災救難省であり、同省の全国危機管理センター

が全国防災救難システムを運営管理している。規制当局である連邦環境・産業・原子力規

制監督庁（Rostechnadzor）では、情報分析センターが緊急時の窓口を務める。 一方産業界では、各原子力発電所サイトの緊急時対応センターの他、原子力発電事業者

である原子力発電コンツェルン（ロスエネルゴアトム）の危機管理センター、国営原子力

公社（ロスアトム）の総合危機管理センターが緊急事態対応の中心となる。ロスアトムは

総合危機管理センターの他にも緊急時技術センターを有しており、原子力発電所の緊急時

にはノヴォヴォロネジにある緊急時技術センターが対応することになっている。 その他では以下の機関が、緊急時に技術支援センターとして機能しうるようになってい

る。 ・ 全ロシア原子力発電所運転研究所（VNIIAES） ・ Gidropress 設計試験所（OKB GP） ・ N.A. Dollezhal 電力工学研究所（NIKIET） ・ I.I. Afrikantov 機械工学試験所（OKBM） ・ Kurchatov 研究所（NRC KI） ・ A.I. Leipunsky 応用物理電力工学研究所（NSC IPPE） ・ 連邦厚生省保健衛生庁緊急時放射線測定センター（EMRDC FMBA） ・ 連邦環境天然資源省水文気象環境観測庁 Typhoon 研究機構（RPA ” Typhoon”） ・ ロシア科学アカデミー原子力安全研究所（IBRAE RAS）

3.3-48

・ アトムエネルゴプロエクト社（Atomenergoproekt：設計・建設・改造・廃止措置等

を請け負う原子力エンジニアリング会社） ・ ニジニ・ノヴゴロドエンジニアリング社（Nizhniy Novgorod Atomenergoproekt：設

計・建設等を請け負う原子力エンジニアリング会社） ・ サンクトペテルブルグ設計研究所（St. Petersburg Atomenergoproekt） ・ アトムエネルゴリモント社（Atomenergoremont：保守・補修・改造等を請け負う原

子力エンジニアリング会社） ・ アトムテフエネルゴ社（Atomtechenergo：建設工事・起動試験・運転保守等を請け

負う原子力エンジニアリング会社） b. 訓練及び演習 原子力発電所で発生しうる緊急事態に対応するための様々な要員の教育訓練は、「天災及

び人災に備えるための人民の防災救難訓練に関する政令（2003年 9月4日付連邦政令第 547号）」の要件に基づき、事業者の手順書である「原子力発電所の防災計画の策定指針（RD EO 0074-97）」の規定に従って実施される。それらの教育訓練には、技術支援センターでの講

習、各自が緊急時に従事する現場での実習、指揮やその他の特殊任務に従事する要員のた

めの特別訓練、発電所サイト全体で事故等の発生を想定して行なう演習等が含まれる。 原子力発電所の職員、緊急時の指揮管理や現場対応に従事する要員、支援機関の職員等

は、各々の職分に応じて、国や自治体その他の防災救難従業者を養成するための様々な訓

練プログラムに基づく訓練を受ける。 ロスエネルゴアトムの危機管理センターは、社内だけでなく社外の技術支援センター等

も含めて緊急時計画が有効に機能しうるよう維持されていることを保証するために、定期

的に演習を実施している。基本演習は、各発電所サイトで概ね 2 年に 1 回の頻度で実施さ

れ、各発電所の職員の外にも、ロスエネルゴアトムの危機管理センターの指揮の下で緊急

時支援チームの要員や技術支援センターの職員やノヴォヴォロネジの緊急時技術センター

の要員が参加する。総合演習は、各発電所サイトで 10 年に 1 回の頻度で実施され、連邦防

災救難省の全国危機管理センター等社外の全ての関係機関も参加する。 (ix) プラント輸出の支援となりうる国外人材育成の取組

a. プラント輸出の主な担い手 アトムストロイエクスポルト社（Atomstroyexport）は、VVER プラントの国外での建設

を推進するために、1998 年に原子力品質保証協会と原子力輸出商工会の共同で設立された。

2008 年に連邦原子力庁（ロスアトム）が国営原子力公社（ロスアトム）に改編されると、

3.3-49

国営原子力公社（ロスアトム）の傘下に入った。アトムストロイエクスポルトが受注して

いる最近の国外新増設計画は以下の通り。 ・ スロバキア：モホフチェ 3・4 号が建設中。 ・ ウクライナ：フメルニツキ 3・4 号が建設中。 ・ 中国：田湾 1・2 号が 2007 年に運開、田湾 3・4 号は建設中。 ・ インド：クダンクラム 1 号が 2014 年に運開。クダンクラム 2 号は 2015 年に運開予

定。 ・ イラン：ブシェール 1 号が 2013 年に運開。 ・ ベラルーシ：オストロベツ 1 号が建設中。 ・ トルコ：アックユ 1～4 号が計画中。 ・ ベトナム：ニン・トゥアン第一 1・2 号が計画中。

ロスアトムオーバーシーズ社（Rusatom Overseas）は、国営原子力公社（ロスアトム）

の原子力技術の輸出を推進するために、2011 年にロスアトムの子会社として設立された。

ロスアトムの世界的な販売ネットワークを構築するとともに、VVER プラントを国外で建

設する際に自らが電力事業者として出資する可能性も視野に入れている。ロスアトムオー

バーシーズの最初の国外事務所は、ウクライナに設立された。ロスアトムオーバーシーズ

が電力事業者として出資する最初のプロジェクトは、トルコのアックユ原子力発電所建設

計画である。 b. 継続教育訓練中央研究所国際訓練センター 継続教育訓練中央研究所（CICE&T）は、国営原子力公社（ロスアトム）の傘下であり、

ロスアトムに人材を供給するとともに、付設の国際訓練センターで国外の原子力分野の人

材を受け入れ様々な教育訓練を施している。 原子力新興国の人材育成への協力では、まず原子力推進の主導的立場に就くべき専門家

を、続いて発電所の運転員と協力会社やその他の関係機関の職員を養成するという手順が

想定されている。原子力新興国の初期開発段階の人材育成計画の想定を表 1 に示す。 国際訓練センターの 2012 年のカタログによれば、訓練コースは以下の 14 種類が用意さ

れており、複数のコースを受講することも可能となっている。言語はロシア語と英語のい

ずれかを選択できる。 1. 当該国内初の原子力発電所の入札公募準備：100 時間 2. 立地選定：100 時間 3. 核燃料設計特性（安全裕度含む）：100 時間 4. 施設と核物質の防護（セキュリティ）及び安全と保障措置の関係：100 時間 5. 核不拡散：100 時間

3.3-50

6. 原子力発電計画の立ち上げ（上級管理職向け）：100 時間 7. 使用済燃料及び放射性廃棄物の管理：100 時間 8. ロシアで開発された安全解析計算コード：72 時間 9. 原子力発電所建設のためのプロジェクト管理：100 時間 10. 小型発電炉：100 時間 11. VVER-1000 型の原子炉及び一次冷却系等の系統機器の物理（技術者向け）：100

時間 12. VVER-1000 型のタービン及び二次冷却系等の系統機器の工学（技術者向け）：72

時間 13. 核燃料加工のための工学（核原料物質から燃料集合体まで）：32 時間 14. 原子力安全技術の基礎：600 時間

c. 通商安全検査機構 連邦環境・産業・原子力規制監督庁（Rostechnadzor）の付属機関である通商安全検査機

構は、原子力放射線安全再訓練センターを有しており、ロシアで設計されたプラントが輸

出されている諸国の規制側の職員のための訓練についても貢献している。 d. 国立原子力研究大学（モスクワ応用物理科大学） 国営原子力公社（ロスアトム）は、原子力技術の輸出を推進するために、国立原子力研

究大学（モスクワ応用物理科大学）の国際活動とも連携している。国立原子力研究大学は

以下の国際活動を実施している。 ・ 国際的な原子力技術教育ネットワーク（欧州原子力教育ネットワーク、アジア原子力

技術教育ネットワーク、国際原子力大学等）への参画 ・ 米欧日の原子力先進国の大学や研究機関との共同による教育研究活動 ・ 原子力先進国以外の原子力新興国やその他諸国からの留学生の受入

原子力先進国以外の原子力新興国やその他諸国については、これまでに旧ソ連・東欧・

中南米・アジア・アフリカ等の 24 ヶ国（ウクライナ、アルメニア、カザフスタン、リトア

ニア、メキシコ、アルゼンチン、韓国、中国、インド、パキスタン、セルビア、エストニ

ア、ラトヴィア、ベラルーシ、モルドヴァ、グルジア、ウズベキスタン、キルギス、ベト

ナム、ミャンマー、トルコ、シリア、イスラエル、モロッコ）から累計 650 名を超える留

学生（学士・修士・その他の専門家等）を国立原子力研究大学で受け入れた実績がある。 (x) 技術力の認証制度等

3.3-51

技術力の認証制度については、訓練センター等の施設に対する認証、教育訓練を施す教

官に対する認証、教育訓練を受けた職員に対する認証がある。 a. 訓練センター等の施設に対する認証 訓練センター等の施設に対する認証では、当該施設に適切な設備・機器・教材等が配備

されており適切な教官が配属されているかを定期的に審査する。 b. 教育訓練を施す教官に対する認証 教育訓練を施す教官に対する認証では、最初の免許取得時のプログラムとその後の免許

更新時のプログラムがある。最初の免許取得時のプログラムには、以下が含まれる。 ・ 一般講習：80 時間以上の精神生理学の講習を含む ・ 担当分野別講習：80 時間以上 ・ 教育実習：160 時間以上

これらを履修した後最終的に合格とみなされれば、教官免許を取得できる。その後は毎

年免許更新があり、その際には教官としての日常的な教育訓練活動（80 時間以上）が観察

対象となり審査される。

3.3-52

参考文献 1. 原子力安全条約第 6 回会合用国別報告書（11 条対応、16 条対応等） 2. 原子力発電会社（アトムエネルゴプロム）ウェブサイト

（http://www.atomenergoprom.ru/en/） 3. 原子力発電コンツェルン（ロスエネルゴアトム）ウェブサイト

（http://www.rosenergoatom.ru/wps/wcm/connect/rosenergoatom_copy/site_en/） 4. 全ロシア原子力発電所運転研究所（VNIIAES）ウェブサイト

（http://www.vniiaes.ru/AboutYears.aspx） 5. アトムテフエネルゴ社ウェブサイト（http://atech.ru/） 6. 継続教育訓練中央研究所ウェブサイト（http://rosatom-cicet.ru/） 7. ロスアトム社サイトページ

（http://www.rosatom.ru/en/education/education_nuclear/index.html） 8. 中央先進訓練研究所ウェブサイト（http://www.mipkae.ru/） 9. 継続教育訓練中央研究所サンクトペテルブルグ支部（http://www.atomprof.spb.ru/） 10. 国立原子力研究大学（モスクワ応用物理科大学)ウェブサイト（http://mephi.ru/eng/） 11. 連邦環境・産業・原子力規制監督庁ウェブサイト（http://en.gosnadzor.ru/） 12. 原子力放射線安全科学技術センター（SEC NRS）ウェブサイト

（http://www.secnrs.ru/en/） 13. 通商安全検査機構（VO Safety）ウェブサイト（http://www.vosafety.ru/eng/） 14. 原子力放射線安全教官養成センター（TMC NRS）ウェブサイト（http://www.tcnrs.ru/） 15. 国際科学技術センター（ISTC）ウェブサイト

（http://www.istc.ru/istc/istc.nsf/fa_MainPageMultiLang?OpenForm&lang=Eng） 16. アトムストロイエクスポルト社サイトページ

（http://www.atomstroyexport.ru/wps/wcm/connect/ase/eng/） 17. ロスアトム社サイトページ（http://www.rosatom.ru/rusatom_overseas） 18. 原子力百科事典 ATOMICA 19. A. Afonin, PhD & , T. Terentyeva, ROSATOM, “Building capacity through

leadership development programmes in nuclear industry”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014

20. Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014

21. E. Kapralov, V. Potapov, T. Goryaeva, A. Moiseenko, & A. Museridze, VO “Safety”,

3.3-53

“Nuclear Regulatory Authority Personnel Educating and Training within the National Nuclear Program Development”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014

22. M. Strikhanov , National Research Nuclear University MEPhI, “New Initiatives for International Cooperation for Nuclear Education in Russia”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014

3.3-54

表 1 原子力新興国の初期開発段階の人材育成計画 （継続教育訓練中央研究所国際訓練センターの国際協力の想定）

時期 人材育成の対象

第 1 段階 （原子力発電導入計画

の開始から 3 年後まで） 原子力推進の主導的立場に就くべき専門家

第 2 段階 （3～8 年後まで）

発電所の運転員と協力会社やその他の関係

機関の職員 第 3 段階 （8～14 年後まで）

人材育成の対象 人数規模 訓練実施国

原子力推進の主導

的立場に就くべき

専門家

原子力推進機関 50 ロシア 規制当局 70 ロシア 原子力発電事業者 150 ロシア

発電所の運転員と

協力会社やその他

の関係機関の職員

1 基建設の場合 ～200 ロシア 2 基建設の場合 ～300 ロシア 追加要員 ～900 当該国

（参考：継続教育訓練中央研究所国際訓練センターの 2012 年のカタログ、Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

3.3-55

図 1 継続教育訓練中央研究所（CICE&T）の組織構成

（出典：Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

3.3-56

図 2 継続教育訓練中央研究所の職員数推移

（出典：Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

3.3-57

図 3 継続教育訓練中央研究所の受講者数推移 （オブニンスク本部とサンクトペテルブルグ支部）

（出典：Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

3.3-58

図 4 継続教育訓練中央研究所の受講者の所属別の割合

（出典：Vladimir Artisiuk, “Training Solutions to Support Embarking Countries in the Framework of Practical Arrangements with the IAEA: Lesson Learned in ROSATOM Central Institute for Continuing Education & Training”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

59

図 5 原子力人材育成の構成要素（ロスアトム内部での職員訓練とロスアトム外部での学生

教育） （出典：A. Afonin, PhD & , T. Terentyeva, ROSATOM, “Building capacity through leadership development programmes in nuclear industry”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

60

図 6 原子力人材育成のための体系的な教育訓練フローとその改善の継続

（出典：E. Kapralov, V. Potapov, T. Goryaeva, A. Moiseenko, & A. Museridze, VO “Safety”, “Nuclear Regulatory Authority Personnel Educating and Training within the National Nuclear Program Development”, IAEA International Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12-16 May 2014）

61

3.3.6 地域（欧州）

(1) 人材育成に関する特徴的な取組

(i) EC

a. Euratom Framework Project 7（FP7）（※1） ・ FP7 は 2006 年 12 月に 2007～2011 年（5 年間）のプログラムとして採択され、Decision

of the Council of the EU No. 2006/970/Euratom に規定が示されている。予算総額は

27.5 億ユーロとされ、うち 2.87 億ユーロが核分裂及び放射線防護の研究・訓練活動に割

り当てられた。 ・ 2011 年 12 月、EU の予算サイクルに合わせるため 2 年間の延長が採択された。2012～

2013 年の予算は 25 億ユーロとされ、うち 1.18 億ユーロが核分裂及び放射線防護の研

究・訓練活動に割り当てられた。 ・ 提案書を受け付け、独立専門家が評価した上で、予算化が行われる。以下の資金スキー

ムがある。 － コラボレーション・プロジェクト（CP）：欧州パートナー間の協調 R&D を支援す

るもので、小・中規模、大規模のいずれも適用されうる。 － 調整・支援措置（CSA）：将来の CP に向けてのネットワーキングや調整活動を支援

する。R&D 活動には資金を提供しない。 － 卓越性ネットワーク（NoE）：国及び地域レベルでの能力開発を通して欧州コミュニ

ティの卓越性強化を図る。特定の分野について、十分な専門家を集め、長期的な目

標に向けた活動を構成する。 ・ 教育・訓練については、以下の活動が進められている。

第二回承認 － ENEN-III：欧州の教育・訓練ネットワーク － ENETRAP-II：欧州の放射線防護に関する教育・訓練ネットワーク － PETRUS II：地層処分で必要となる長期的な訓練 第三回承認 － CINTI：原子力化学者の教育協力 － CORONA：VVER 運転訓練 － ECNET：EU・中国の原子力教育・訓練協力 － ENEN-RU：EU・ロシアの原子力教育・訓練協力 － EURECA!：EU・カナダの超臨界炉に関する教育・訓練協力 － TRANSNUSAFE：原子力安全文化の訓練

b. 欧州原子力教育ネットワーク（ENEN）

62

欧州共同体（EC）第 5 次計画のなかで 2002 年に発足した欧州原子力工学ネットワーク

プロジェクトのうち、高等教育分野の連携協力を強化する目的で、2003 年発足した国際非

営利組織 ・目的は、欧州全体の原子力高等教育・訓練の維持と発展・EU 加盟国中心に大学、研究

機関、規制機関、産業界が協力 ・具体的には、欧州における原子力教育カリキュラムの標準化、学生・教官の交流の促進 ・ENEN の中心機関は、フランス INSTN ・日本からは、日本原子力研究開発機構、東京工業大学、福井大学が参加。（※2）

福島事故後には、ENENの主導により、福島事故の教訓を扱う4か年の活動がNUSHAREプロジェクトとして開始された。主な目的は、全レベル、全原子力セクターにおいて、原子

力安全文化を共有、促進することである。（※3） c. ENEN-III：欧州の教育・訓練ネットワーク ・プロジェクト開始日：2009 年 5 月 1 日 ・期間：36 ヶ月 ・予算：2,121,024 ユーロ ・対象は原子力企業、研究所、規制機関の専門家。 ・4 件の訓練スキームがあり、基本訓練スキームは原子力施設や受託者の非原子力エンジニ

アまたは要員向け。2 件の技術訓練スキームは、第三世代原子力発電所等の設計、建設向

け、もう 1 件の技術訓練スキームは第四世代原子炉の研究、開発向け。 ・プロジェクト管理委員会：当教育プロジェクトの予算とスケジュールを管理し、定期的に

プロジェクトの進展を評価する。メンバー：ENEN（仏）、Helsinki University of Technology（フィンランド）、Areva NP（独）、Institute for Safety and Reliability（独）、

原子力技術研究に関する大学間コンソーシアム（CIRTEN‐伊）、Technatom（西）、

University of Central Lancashire（英） ・教育プロジェクトは幾つかのワークパケージから構成されている（フレームワークの指定、

コース選択、スキル強化、指導、教育・訓練ネットワーク間協力等）。ワークパケージの

実施者：大学‐12、研究機関‐5、企業‐2（Areva NP と Tecnatom） ・諮問会議：メンバーリスト‐未公表 ・実績：受講者‐35 人、交流者‐56 人以上 原子力施設や受託者の非原子力エンジニアまたは要員向け基本訓練：7 人＋0 人 第三世代原子力発電所等の設計：14 人＋38 人 第三世代原子力発電所等の建設：0 人＋0 人 第四世代原子炉の研究、開発：14 人＋18 人

63

d. ENETRAP-II：欧州の放射線防護に関する教育・訓練ネットワーク ・プロジェクト開始日：2009 年 3 月 1 日 ・期間：36 ヶ月 ・予算：1,473,115 ユーロ ・対象は学生や様々な組織の専門家 ・放射線防護専門家（RPE）や放射線防護オフィサー（RPO）の訓練プログラムは欧州内

でばらつきがあり、欧州標準としての訓練スキームを提供することにより人材異動の円滑

化に寄与している。原子力規制機関が求めるスキルが中心となる。 ・SCK・CEN が当プロジェクトのコーディネーターであり、実施者は 12 者である：大学

‐3、研究機関‐6、規制機関‐3。運営委員会は各実施者の代表から構成されている。 ・諮問会議は、IAEA、Euratom 第 31 条専門家グループ、欧州委員会エネルギー総局の他

に、EFOMP（欧州の医学物理学組織連合）、EUTERP（欧州の放射線防護教育・訓練財

団）、IRPA（国際放射線防護協会）、HERCA（欧州放射線防護機関管理者連合）と ECVET（欧州職業教育訓練単位制度）から構成されている。

e. PETRUS II：地層処分で必要となる長期的な訓練 ・プロジェクト開始日：2009 年 1 月 15 日 ・期間：36 ヶ月 ・予算：1,913,356 ユーロ ・対象は様々な組織の専門家 ・解析及び計画（訓練ニーズの評価と既存リソースの特定）、開発及び実施（個別の訓練領

域を設定し大学院の科目に適合）、評価及び検証（関与度を評価する適切な手法を設定）を

包含するシステムを通じ、訓練の系統的なアプローチを有する。欧州の複数個所に同時配信

する遠隔授業も実施。 ・実施者は 19 者である：大学‐7、研究機関‐4、規制機関‐2、企業‐3 ・Ecole des Mines de Nancy（大学）は当プロジェクトのコーディネーターである。運営委

員会は各実施者の代表から構成され、プロジェクトの進展をレビューし、計画への変更を

許可する。 （※1）EC, “Euratom FP7 Research and Training Projects,” Vol.1, 2009; Vol.2, 2010; Vol.3, 2012. （※2） 第 28 回原子力委員会 資料第 1－1 号 「IAEA・欧米における原子力人材確保の

取組について」、2014 年 8 月 29 日、東京大学（上坂 充） （※3） EC, “Education and Traininｇ in Euratom Research in FP7 and future

perspectives,” 2014. （※4）SCK・CEN ACADEMY、“The ENEN-III project: Technical Training on the

64

Concepts and Design of GEN IV nuclear reactors”、7 March 2013 (ii) 欧州原子力安全訓練教育センター（ENSTTI）

ENSTTI は、欧州の TSO（BEL V、IRSN、GRS、LEI）のスタッフの訓練を最適化す

るように、2011 年に当組織に設立され、Fontenay-aux-Roses（IRSN 本社の近隣）に設置

された。目的は 4 つ：

- 原子力安全、セキュリティと放射線防護の評価・研究に必要な技術、手法とプラクティ

スについて訓練と指導を提供すること。とりわけ、欧州の TSO の上級専門家が知識、

経験と文化を伝達すること。

- 若いスタッフの職業関係と職業機会を増加させること - 世界中の安全組織の知見を強化すること - ETSON のメンバー同士の協力関係を調和し強化すること。 ENSTTI はドイツの原子炉安全協会（GRS）、フランスの放射線防護・原子力安全研究所

（IRSN）、チェコの原子力研究機関（UJV）とイタリアの原子力研究所（LEI）から構成さ

れている役員会により管理されている。ENSTTI の科学委員会は、評価における最新の知

見を反映し、教育と指導の内容を指定し標準化する。GRS、IRSN、LEI、UJV、スペイン

の原子力安全審査会（CSN）、IAEA、EC と Areva から構成されている。執行理事会は訓

練と指導の導入を実施する。 講演者は基本的に欧州の TSO のスタッフの中から選抜される。ENSTTI は EU と IAEAと協力して教育プログラムを作成する。欧州に限らず、全世界の授業員が受講可能である。

申請者は面接を踏まえて、適切な教育・指導プログラムを提案される。 ENSTTI が提供する訓練は 6 つの分野に分別される：原子力安全、原子炉安全、セキュ

リティ、放射線防護、衛生リスク評価と環境リスク評価。訓練はワーキンググループ、シム

レーション、見学とディスカッションを含む。 指導の場合、対象者は専門家と共に原子力施設で作業する形になり、内容と期間は対象者

のプロフィールを検討して指定される。 参考文献：ENSTTI、“ENSTTI Initiative”、 http://www.delegfrance-onu-vienne.org/IMG/pdf/ENSTTI_-_Fiche_Initiative-Q-02.pdf?843/86040

95d206340021d16b584506951f06b48b435

以下に示す二つの訓練・教育プログラムに関わる。（※1） -INSC T&T（Instruments for Nuclear Safety Cooperation – Training and Tutoring）は

2012 年 1 月 1 日から 2015 年 12 月 31 日まで実施される Euratom の INSC のプログラム

65

の一つであり、900 万ユーロの予算を分配された。このプログラムの目的は、アジア、アフ

リカ、中東又は東欧の原子力規制機関・技術支援機関の能力の強化及び国際ネットワークの

促進である。そのため、欧州の規制機関及び技術支援機関が協力し、訓練又は指導を提供す

る。（※2） 内容・実績

訓練（2012 年）：参加者‐38 人 ・ 原子力安全入門、2012 年（4 週間、21 人）：TSO‐3 つ、規制機関‐5 つ ・ 火災予防（1 週間、17 人）：TSO‐2 つ、規制機関‐8 つ、メーカー‐1 つ 訓練（2013 年）：参加者‐118 人 ・ 原子力安全入門、2013 年（4 週間、28 人）：TSO‐3 つ、規制機関‐10 つ、促進機関

‐2 つ ・ 規制機関における安全管理（1 週間、16 人）：規制機関‐6 つ ・ 運転経験評価－OPEX（1 週間、13 人）：規制機関‐6 つ、大学‐1 つ ・ 核燃料サイクルの安全性（2 週間、14 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐6 つ ・ サイト評価（1 週間、14 人）：規制機関‐6 つ ・ 原子炉安全 I、2013 年（1 週間、9 人）：規制機関‐5 つ ・ 計装制御と電気システム（1 週間、24 人）：TSO‐2 つ、規制機関‐9 つ、事業者－1

つ 訓練（2014 年）：参加者‐307 人 ・ 原子力安全と放射線防護に関する規制手順と基本法律（22 人）：TSO‐2 つ、規制機関

‐9 つ ・ 放射線防護と封じ込めシステム（1 週間、20 人）：TSO‐3 つ、規制機関‐8 つ ・ 劣化と機械特性分析（1 週間、21 人）：規制機関‐7 つ ・ 管理システムと規制機能を果たすことにおける安全性管理原則（3 日間、27 人）：TSO

‐1 つ、規制機関‐10 つ ・ 原子力発電所の決定論的な安全性評価（1 週間、14 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐6 つ ・ 臨界安全と熱水力学（1 週間、10 人）：規制機関‐8 つ ・ 医学における放射線防護（1 週間、23 人）：TSO‐2 つ、規制機関‐9 つ ・ ヒューマンファクター－HOF（1 週間、15 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐8 つ ・ サイト評価の規制監視、サイトの選定中・建設中検査（1 週間、19 人）：規制機関‐7

つ、事業者‐2 つ ・ 最終処分の安全性（1 週間、17 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐9 つ、メーカー‐1 つ ・ 核燃料サイクル安全性、2014 年（2 週間、10 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐5 つ

66

・ 安全上重要な原子炉関連構造、システムと設備に関する検査プログラムの計画・実施・

報告（1 週間、15 人）：規制機関‐6 つ、事業者‐1 つ ・ 計装制御と電気システム、2014 年（1 週間、14 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐6 つ、事

業者‐1 つ ・ 原子力発電所の規制監視と基本安全性（1 週間、15 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐7 つ ・ 福島第一事故と欧州の CSA による教訓（1 週間、12 人）：規制機関‐6 つ ・ 原子力安全－PWR、BWR、CANDU、VVER、RBMK（1 週間、17 人）：TSO‐1 つ、

規制機関‐7 つ、事業者‐1 つ ・ 安全文化の評価（1 週間、13 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐6 つ、メーカー‐1 つ ・ 緊急時対応（1 週間、15 人）：TSO‐3 つ、規制機関‐4 つ ・ 原子力施設の廃炉に関する規制枠組み（1 週間、8 人）：TSO‐1 つ、規制機関‐5 つ 訓練（2015 年）： ・ 原子力安全と放射線防護に関する規制手順と基本法律（1 週間、13 人）：規制機関‐5

つ、事業者‐1 つ ・ 決定論的安全性評価（1 週間） ・ 規制機関による原子力施設の評価・アセスメント（1 週間） ・ 放射線防護・封じ込めシステム（1 週間） ・ 原子炉安全性 II、2014 年（1 日間） ・ 原子力発電所と研究用原子炉の安全性分析報告書の評価（1 週間） ・ 計装制御点検プログラムの計画・実施・報告・フォローアップ（1 週間） ・ 運転事象の調査、報告とフォローアップ（1 週間） ・ 原子力セキュリティ（1 週間） ・ 原子炉安全性 I、2015 年（7 ヵ月） ・ 使用済み核燃料と放射性廃棄物の管理（７ヵ月） ・ 規定とガイド作成へ原子力安全性の概念の適用（１週間） ・ サイトの選定（１週間） ・ 臨界安全性 指導（2013 年）：参加者はいなかった。 ・ 原子力発電所における封じ込め手順の分析（2 ヶ月） ・ COCOSYS コードを踏まえた VVER 事故の調査（6 ヶ月） ・ SYLVIA コード（1 ヶ月） ・ 使用済み核燃料貯蔵における臨界評価（4 ヵ月） ・ 原子力施設廃炉の安全性（6 ヵ月） ・ 緊急時対応及び原子力事故に対する対応原則（1 ヵ月）

67

指導（2014 年）：参加者はいなかった。 ・ 放射性廃棄物貯蔵所における放射性核種の化学と移動のモデル化（3 ヶ月） ・ LWR と GEN-III における一定の設計基準事故の連成コード分析（3 ヶ月） ・ ディジタル計装制御のツール、及び原子力分野への応用（2 ヶ月） ・ 放射性廃棄物処分の安全性（1 ヵ月） ・ 環境における放射線のリモート監視、入門（3 ヶ月） ・ 放射性廃棄物の管理－政策と安全性（1 ヵ月） 主に参加した組織：

- 規制機関：SNRIU（ウクライナ）、FANR（UAE）、AELB（マレーシア）、ANRA（ア

ルメニア）、CNEN（ブラジリア）、ENNRA（エジプト）、BAPETEN（インドネシア）、

VARANS（ベトナム）、JNRC（ヨルダン）、OAP（タイ）、CNRP（モロッコ）

- TSO：NRSC（アルメニア）、CNESTEN（モロッコ）、VINATOM（ベトナム） 訓練の内容（期間、参加人数） 代 表

さ れ

た

TSO

代 表

さ れ

た 規

制 機

関

他に代表さ

れた

訓練（2012 年）：参加者‐38 人 原子力安全入門、2012 年（4 週間、21 人） 3 5 火災予防（1 週間、17 人） 2 8 メーカー：1

訓練（2013 年）：参加者‐118 人 原子力安全入門、2013 年（4 週間、28 人） 3 10 促進機関：2 規制機関における安全管理（1 週間、16 人） 6 運転経験評価－OPEX（1 週間、13 人） 6 大学：1 核燃料サイクルの安全性（2 週間、14 人） 1 6 サイト評価（1 週間、14 人） 6 原子炉安全 I、2013 年（1 週間、9 人） 5 計装制御と電気システム（1 週間、24 人） 2 9 事業者：1

訓練（2014 年）：参加者‐307 人 原子力安全と放射線防護に関する規制手順と基本法律（22人）

2 9

放射線防護と封じ込めシステム（1 週間、20 人） 3 8 劣化と機械特性分析（1 週間、21 人） 7

68

管理システムと規制機能を果たすことにおける安全性管理原

則（3 日間、27 人） 1 10

原子力発電所の決定論的な安全性評価（1 週間、14 人） 1 6 臨界安全と熱水力学（1 週間、10 人） 8 医学における放射線防護（1 週間、23 人） 2 9 ヒューマンファクター－HOF（1 週間、15 人） 1 8 サイト評価の規制監視、サイトの選定中・建設中検査（1 週

間、19 人） 7 2

最終処分の安全性（1 週間、17 人） 1 9 メーカー：1 核燃料サイクル安全性、2014 年（2 週間、10 人） 1 5 安全上重要な原子炉関連構造、システムと設備に関する検査

プログラムの計画・実施・報告（1 週間、15 人） 6 事業者：1

計装制御と電気システム、2014 年（1 週間、14 人） 1 6 事業者：1 原子力発電所の規制監視と基本安全性（1 週間、15 人） 1 7 福島第一事故と欧州の CSA による教訓（1 週間、12 人） 6 原子力安全－PWR、BWR、CANDU、VVER、RBMK（1 週

間、17 人） 1 7 事業者：1

安全文化の評価（1 週間、13 人） 1 6 メーカー：1 緊急時対応（1 週間、15 人） 3 4 原子力施設の廃炉に関する規制枠組み（1 週間、8 人） 1 5

訓練（2015 年）： 原子力安全と放射線防護に関する規制手順と基本法律（1 週

間、13 人） 5 事業者：1

決定論的安全性評価（1 週間） 規制機関による原子力施設の評価・アセスメント（1 週間） 放射線防護・封じ込めシステム（1 週間） 原子炉安全性 II、2014 年（1 日間） 原子力発電所と研究用原子炉の安全性分析報告書の評価（1週間）

計装制御点検プログラムの計画・実施・報告・フォローアッ

プ（1 週間）

運転事象の調査、報告とフォローアップ（1 週間） 原子力セキュリティ（1 週間） 原子炉安全性 I、2015 年（7 ヵ月） 使用済み核燃料と放射性廃棄物の管理（７ヵ月）

69

規定とガイド作成へ原子力安全性の概念の適用（１週間） サイトの選定（１週間） 臨界安全性

指導（2013 年）：参加者はいなかった。 原子力発電所における封じ込め手順の分析（2 ヶ月） COCOSYS コードを踏まえた VVER 事故の調査（6 ヶ月） SYLVIA コード（1 ヶ月） 使用済み核燃料貯蔵における臨界評価（4 ヵ月） 原子力施設廃炉の安全性（6 ヵ月） 緊急時対応及び原子力事故に対する対応原則（1 ヵ月）

指導（2014 年）：参加者はいなかった。 放射性廃棄物貯蔵所における放射性核種の化学と移動のモデ

ル化（3 ヶ月）

LWR と GEN-III における一定の設計基準事故の連成コード

分析（3 ヶ月）

ディジタル計装制御のツール、及び原子力分野への応用（2ヶ月）

放射性廃棄物処分の安全性（1 ヵ月） 環境における放射線のリモート監視、入門（3 ヶ月） 放射性廃棄物の管理－政策と安全性（1 ヵ月） -NUSHARE は 2013 年 1 月から 2016 年 12 月まで実施される Euratom の FP7 プロジェク

トであり、福島事故に応じて実施されたストレステストを踏まえた教育、訓練及び情報を提

供することによって欧州の原子力安全の強化及び安全規制の調和が目的である。三つのグル

ープが対象となる：1．政策又は意見を発する人間及び組織（研究者、政治家、記者等）、2．規制機関及び技術支援機関のスタッフ、3．事業者、メーカー等。ENSTTI は規制機関・技

術支援機関の訓練・情報提供を担当する。（※3） 訓練コース：（※4） ・ 原子力科学と技術の基本知識 ・ 原子力技術の応用 ・ 核融合に関するセミナー ・ エネルギー源 ・ 高校生向け講演

70

・ 原子力と安全性 ・ 原子力に関するコース ・ 第 3＋世代原子炉の安全性 ・ 原子力安全、セキュリティと放射線防護に関する技術的な概念 ・ 規制機関と TSO 向け基本訓練プログラム ・ 原子力安全 ・ 事故の解剖 ・ 原子力運転リーダーシップ・プログラム ・ 安全文化に必要な管理能力とリーダーシップ ・ リーダー活動入門 ・ リーダーシップ次段階プログラム ・ 原子力リーダーシッププログラム ・ 原子力専門家意識、リーダー許可プログラム ・ 原子力安全文化に関するワークショップ ・ 包括的な安全文化に関するプログラム ・ 管理システムの設置 ・ 安全文化の規制監視 ・ 法律上と規制上の枠組み、規制機能 ・ 安全文化 ・ 意志決定における挙動 ・ ヒューマン・パフォーマンス・ツール ・ 原子力安全の基本知識 ・ 観察技術 ・ リーダーシップ能力の育ち ・ 安全性のための特命リーダー ・ 組織と安全文化 ・ 安全システムにおける請負会社の遵守 ・ 原子力安全 ・ コミットメントと協力状況 ・ コミュニケーションとフィードバック ・ 組織文化と安全文化 ・ 安全性と臨界 ・ リーダーシップ・サイクル ・ 安全文化と組織的学習 ・ 原子力責任の基本知識 ・ 原子力法国際学校（OECD）

71

・ 安全文化のためのリーダーシップ ・ 医学における安全文化の経済性 ・ 原子力業界における安全性リーダーシップ （※1）ENSTTI, “European Nuclear Safety Training and Tutoring Institute: A training

network for embarking countries”, Andrea Barunegger-Guelich （※2） European Commission, “EU activities for training and tutoring of nuclear

regulatory authorities and technical support organisations outside EU”, Henri Pauwels, Pascal Daures

（※3） Euratom, “Project for sharing & growing nuclear safety culture competence”, Nushare, 30 January, 2014

（※ 4 ） ENEN-NUSHARE 、“ Catalogue of Education, Training and Information Initiatives supporting Safety Culture Competences and Leadership for Safety”、Preliminary Draft、1st March 2014

(iii) 国際原子力機関（IAEA）

国際原子力マネジメント・プログラム（INMP） ・昨年 11 月 25-28 日 IAEA にて世界の主要大学が招集され、第 1 回検討委員会が開かれた。

現在カリキュラムが議論中であり、発電所・メーカー・規制等組織毎の Engineering Course（Manager に原子力技術を教育）、Management Course（原子力技術者に

Management を教育）など検討され, Competency Area Map（別添）と Abstracts を作

成中。評価・単位化、各国の資格の国際化（日本の炉主任、核取）、現場技術の国際化（技

術士（原子力・放射線）の向上、技術士（土木））等深く議論。（※1） ・INMP は、原子力マネジメントに関する修士号を与える（原子力セクターで働く幹部ま

たは幹部候補がターゲット）大学間の協力を促進する IAEA のプログラム ・IAEA は、共通のプログラム要件を策定したり、品質維持のためピアレビューの枠組みを

策定したりする。（※2） 福島事故を受けたアクション・プラン(2011～2015 年)（※3）

1. 福島第一原子力発電所の事故に関する安全評価 2. IAEA ピアレビュー 3. 緊急時対策及び対応（EPR） 4. 国別の規制機関 5. 運転組織 6. IAEA 安全基準

72

7. 国際的な法的枠組み 8. 原子力発電プログラムを進める計画のある加盟国 ・事務局は 2013 年 6 月に、原子力発電を開始する国と経験国とで人的リソース開発を

協力するための技術ミーティングを開催。 ・原子力発電プログラムを導入する IAEA マイルストン・アプローチを用いる加盟国向

けに、インタラクティブな E ラーニング訓練モジュールを開発中。 9. 能力開発 ・事務局は、加盟国向けの戦略的人的リソース開発支援の一部として、能力開発の重要

性を強調している。バングラディシュ、ヨルダン、ポーランド、サウジアラビア、ト

ルコ及び UAE の能力開発活動について、支援を継続。 ・事務局は 2012 年 10 月、ウィーンで能力開発及び人的リソース開発の技術ミーティン

グを開催。 ・事務局は、「2013～2020 年における原子力安全の教育・訓練に対する戦略アプローチ」

を作成。加盟国は、自国の戦略を作成する上で本アプローチを利用しうる。 ・安全教育及び訓練ピアレビュー・サービス（ETReS）を引き続き実施。 ・2012 年 12 月に、規制能力に関わる調整委員会の第 4 回技術ミーティングを開催し、

調整委員会は 2013 年の作業プログラム案をレビューした。 ・2012 年 12 月に、世界安全評価ネットワーク（GSAN）の技術ミーティングを開催。 ・2012 年 9 月に、アジア原子力安全ネットワーク（ANSN）の能力開発管理グループ

（CBCG）向けにミーティングを実施し、ANSN は同年 12 月に年次ミーティングを

実施。 ・基本専門訓練コースの E ラーニング・パッケージが 2014 年に完成予定。

10. 電離放射線からの公衆及び環境防護 11. コミュニケーション及び情報の周知 12. 研究開発

2012 年通年の支出は全体で 1616 万ユーロ 2013 年上期の支出は全体で 415 万ユーロ (※1) 第 28 回原子力委員会 資料第 1－1 号 「IAEA・欧米における原子力人材確保の取

組について」、2014 年 8 月 29 日、東京大学（上坂 充） (※2) IAEA, “International Nuclear Management Programmes – INMP,” International

Conference on Human Resource Development for Nuclear Power Programmes: Building and Sustaining Capacity, 12–16 May 2014.

(※3) IAEA, “Progress in the Implementation of the IAEA Action Plan on Nuclear Safety, Report by the Director General” GC(57)/INF/5, August 5, 2013; IAEA, “Progress in

73

the Implementation of the IAEA Action Plan on Nuclear Safety, Supplementary Information,” GC(57)/INF/5, Att.1, August 5, 2013.

(iv) 経済協力開発機構／原子力機関（OECD/NEA）

NEA は過去 10 年の原子力界の動向の分析から、今後 10 年の人材育成の方針として以下

の 12 の勧告を示している。 ・勧告 1 政府は景気循環による変動を上回る長期間の時間軸の人的資源の発展への継続的かつ着

実な関与を示すべきである。政府関与には、発展と専門家の保持の目的の教育プログラムへ

の資金援助だけでなく、規制、需給量のモニタリング活動も含まれるべきである。 ・勧告 2 大学は産業と共同で、学生が出席しやすいように、より広い範囲でより柔軟性の高い講座

を提供するべきである。 ・勧告 3

政府は、全ての原子力のキャリアに利用可能な包括的な労働力を確保するために、教育機

関と原子力系の技術大学の学生に支援すべきである。 ・勧告 4 教育訓練のための研究機関へのアクセスは広く国際的であるべきで、政府はそのために既

存のインフラストラクチャへ財政的な支援を投じるべきである。 ・勧告 5 コンピュータシミュレーションなどの、研究施設の提供を行っている研究機関及び学術機

関は、教育的な道具（書籍やソフトウェアなど）の収集と分配のための新しいイニシアチブ

に積極的に取り組むべきである。 ・勧告 6 研究施設は産業界と学術界が教育訓練のための効果的な利用の機会を作れるよう手掛け

るべきである。 ・勧告 7 研究炉を含む、核計装と臨界施設を扱える施設の維持の観点から、大学の必要性について

特に注意を払うべきである。既存の原子力施設を保持するためのへのインフラ支援を、改装

やリプレースも含めて行うべきである。 ・勧告 8 産業とローカルの大学の共同の教育プログラムの発展は、技術的な訓練をカバーすること

まで広げるべきである。 ・勧告 9

優秀な若い専門家を惹きつけて確保し、クロスセクター及びクロスバウンダリーとの摩擦

74

を避けるために、産業は競争力のある十分な報酬、就職機会を提供するべきである。 ・勧告 10 政府は、人的資源の発展に寄与するよう複数の国共同で行う教育訓練において、一貫性の

ある品質を育むような国際的なイニシアチブ及びプログラムの奨励と支援をするべきであ

る。 ・勧告 11 教育により確立される認証認可の文化の訓練と、訓練設備と雇用の構想の独立した認証認

可の設立を実現するための検討が必要である。 ・勧告 12 原子力セクターの範囲と職業レベルの範囲両方をカバーするのにふさわしい内容におけ

る「基礎原子力認知度」の訓練のための骨組みの用意について検討が必要である。 （※1） NEA “Nuclear Education and Training:From Concern to Capability” 2012 2.7.5 WNU: World Nuclear University（国際原子力大学） 世界原子力大学（WNU）は、国際原子力機関（IAEA）、経済協力開発機構原子力機関

（OECD/NEA）、世界原子力発電事業者協会（WANO）及び世界原子力協会（WNA）が共

同運営する世界規模での原子力人材育成プログラムである。WNU は、WNU ネットワーク

のメンバーで構成される世界中の国々で、産業界、政府、アカデミアの支援の基で、国際的

な原子力のリーダーシップを持った専門家の養成に関する教育訓練プログラムを提供して

いる。2014 年 6 月現在、60 ヶ国を超える国々から 4000 人を超える参加者を得ている。（※

1）

夏季研修（Summer Institute） 「夏季研修（Summer Institute）」は国際原子力機関（IAEA）、OECD 原子力機関

（OECD/NEA）、世界原子力協会（WNA）、世界原子力発電事業者協会（WANO）が共同

で運営する原子力人材育成プロジェクトの中心的活動である。夏季の６週間、３０数ヶ国

100 名の若者（３０歳前後のフェロー）が、国際機関、各国で現在の原子力を取り巻く分

野のリーダーから「課題」を聴き、解決への道を一緒に英語で探る。短期の「研修」である

と同時に、「原子力人生」で役立つ「ネットワーク」を作って職場に戻ることができ、国際

社会で活躍しようとする人だけでなく、国内でビジネス、研究、原子力行政に携わる人にも

国際感覚を育てる訓練の場である。（※2） 研修内容は、週毎に大枠のテーマを設定し、毎日午前中にそのテーマに沿った講義を受け、

午後にワーキンググループ（WG）に分かれて講義のまとめや講師への質問を取りまとめる

作業を行う。 講義のテーマは以下の通りである。

75

・グローバルな背景（エネルギー需給、気候変動、持続可能な開発における原子力技術、新

規建設と鍵となる政治的問題の傾向） ・原子力における国際体制（国際的な法律の枠組みを含む原子力の法律及び 3S（セーフテ

ィー、セキュリティ及びセーフガード）と実装の態様と見落とし） ・原子力の産業と利用（核燃料サイクル、原子力エネルギー生産、運用効率、技術革新、輸

送、廃棄物管理、経済、最新の電離放射線の利用法） ・リーダーシップ（プロジェクトマネジメント、ナレッジマネジメント、効果的なコミュニ

ケーション） 研修の他に、以下の原子力施設を候補に見学が行われる。 ・原子力発電所 ・廃止措置サイト ・研究炉 ・増殖高速炉 ・研究開発施設 ・燃料製造プラント ・濃縮工場 ・核融合施設 ・暫定及び最終廃棄物貯蔵施設 （※3） （※1）WNU ホームページ

http://www.world-nuclear-university.org/imis20/WNU/About_WNU/WNU_Introduction/WNU/Public_WNU/WNU_Intro.aspx?hkey=3eb86b2b-85ae-4642-a4fe-8f5dc487a783

（※2） 一般社団法人 日本原子力産業協会 http://www.jaif.or.jp/ja/wnu_si_intro/wnu_si-explain2011.pdf （※3）WNU ホームページ

http://www.world-nuclear-university.org/imis20/WNU/Programmes/Summer_Institute/SI_Programme_Overview/WNU/Public_WNU/ProgrammesContent/SIContent/SI_ProgrammeOverview.aspx?hkey=f035efbd-1d4d-4250-bc22-f718b1277071

（注）実績（2014 年または 2013 年の受講者数、受講者層（電気事業者、規制等））は公開

されていない。

76

4. まとめ

現在、2014 年 4 月に閣議決定されたエネルギー基本計画を踏まえつつ、産業界による

自主的安全性向上のための取組や、軽水炉の安全性向上に向けた技術開発等の取組等が

行われている。我が国全体として、これらの取組が有効かつ効果的に実施されるよう、

国、事業者、メーカー、研究機関、学会等関係者間の役割分担を明確化し、重畳を廃し

た最適な取組が進められることが必要である。 そのような認識を念頭に置いて、本事業では、国内外の関係機関による軽水炉の安全

性向上に貢献する技術・人材の維持・発展に向けた取組や、産業界が行う自主的安全性

向上に係る取組について情報収集・分析を行い、我が国全体として関係者の取組を効率

的に進めるための方針についての検討や、今後の政策立案に役立てる情報提供を行った。

その結果、それぞれの課題についての取組みをより具体的に検討するための材料が蓄積

され、時間軸を考慮した実現に向けた検討に役立てられた。 今後は、エネルギー基本計画の実現に向けて、我が国の原子力政策の再構築を念頭に

置いて、各国におけるエネルギー構造や原子力の政策的位置付け、核燃料サイクルに関

する政策動向、産業界による自主的安全性向上の取組、軽水炉の安全性向上に向けた技

術開発及び人材育成の取組、革新的原子炉等に関する政策動向及び研究開発の取組等、

原子力全般に関する政策立案に役立てることを考慮して、さらなる調査・分析を進める

必要があろう。

4-1