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GENERAL DESCRIPTION
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This cornerstone addresses the attributes and establishes the basis to provide assurance that the 5 physical protection system can protect against the design basis threat of radiological sabotage as 6 defined in 10 CFR 73.1(a). The key attributes in this cornerstone are based on the defense in 7 depth concept and are intended to provide protection against both external and internal threats.
8 To date, there have been no attempted assaults with the intent to commit radiological sabotage 9 and, although there has been no PRA work done in the area of safeguards, it is assumed that there 10 exists a small probability of an attempt to commit radiological sabotage. Although radiological 11 sabotage is assumed to be a small probability, it is also assumed to be risk significant since a 12 successful sabotage attempt could result in initiating an event with the potential for disabling of 13 the safety systems necessary to mitigate the consequences of the event with substantial
14 consequence to public health and safety. An effective security program decreases the risk to 15 public health and safety associated with an attempt to commit radiological sabotage.
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PERFORMANCE INDICATORS 17
One performance indicator is used to assess licensee performance in this cornerstone.
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The performance of the physical protection system will be measured by the percent of the time all 20 components (barriers, alarms and assessment aids) in the systems are available and capable of 21 performing their intended function. When systems are not available and capable of performing 22 their intended function, compensatory measures must be implemented. Compensatory measures 23 are considered acceptable pending equipment being returned to service, but historically have been 24 found to degrade over time. The degradation of compensatory measures over time, along with the 25 additional costs associated with implementation of compensatory measures provides the incentive 26 for timely maintenance/I&C support to return equipment to service. The percent of time
27 equipment is available and capable of performing its intended function will provide data on the 28 effectiveness of the maintenance process and also provide a method of monitoring equipment 29 degradation as a result of aging that could adversely impact on reliability.
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表１ 公衆被ばくに係るＰＩ指標
ＰＩ指標 緑 白
（レベル３）
黄
（レベル２）
赤
（レベル１）
考え方・定義 設定根拠 評価時期
放射性廃棄物の過
剰放出件数 0 1 2以上 N/A
当該年度の放出量が下記を超える回数
液体：放出管理目標値※（トリチウムを除く）
放出管理の基準値※（トリチウム）
気体：放出管理目標値※（放射性希ガス及び放射 性よう素）
※：放出管理目標値は，「発電用軽水型原子炉施 設周辺の線量目標値に関する指針について」
において，線量目標値（年間 50μSv）の達 成を可能とする範囲内で放出管理の目標値 として定めることとなっている。
・保安規定に定める放出 管理目標値又は放出 管理の基準値を超え た場合を「過剰放出」
と判断し，1件をしき
い値として設定 年度毎
【参考：米国】
所外放出（所外線 量 計 算 マ ニ ュ ア ル，ＴＳ（技術仕 様書）に基づき報 告が求められる放 出事例）【OR01】
0～1 ＞1 ＞3 N/A
サイト当たりの，下記の値を超える放射性流体の 放出回数
液体：1.5ミリレム／四半期（全身）
5ミリレム／四半期（器官）
気体：5ミリラド／四半期（γ線量）
10ミリラド／四半期（β線量）
7.5ミリレム／四半期
（よう素-131，133，トリチウム及び微粒 子による器官線量）
・1995年から1997年（約 2年間）における，全 てのプラントから提 供されたデータ解析
を基に設定 四半期毎 参考資料
添付資料（１５）
「個人最大放射線線量（基準値を超えた件数）及び計画外放射線影響発生件数の 組み合わせ」PIに関する事業者意見について
平成30年1月24日面談において提示されたPI（案）のうち、「個人最大放射線線量（基 準値を超えた件数）及び計画外放射線影響発生件数の組み合わせ」に関する事業者意見を 以下に示す。
１．ＰＩの設定について
「個人最大放射線線量（基準値を超えた件数）及び計画外放射線影響発生件数の組み 合わせ」とする案が示されているが，2つの異なる指標を組み合わせて評価するのではな く、個別のPIとして設定すべきと考える。
２．個人最大放射線線量（基準値を超えた件数）について
（１）定義について
年度期間中の個人最大被ばく線量をPI値とする案が示されているが、複数のサイトで
作業する放射線従事者もいるため、当該サイトのPI値として個人の最大被ばく線量をカ ウントするのは相応しくないと考える。したがって、年度期間中の個人最大被ばく線量 ではなく、年度期間中の個人最大被ばく線量を超えた件数とすべきと考える。
（２）しきい値について
「線量限度を超えた」という同じ事象に対してPIの重要度評価と検査指摘事項の重要 度評価（SDP）は同じ評価になると理解している。貴庁より示された PI のしきい値案で は線量限度を超えたら「赤」と評価されることになるが、米国の放射線安全に係る SDP では全身被ばくで線量限度の 5 倍超過した場合に「赤」になっており、今後、米国を参 考に設定される個別事項の重要度の評価区分と整合しないと思われるため、「赤」と設定 すべきではないと考える。
年度期間中の個人最大線量を超えた件数をカウントする場合のしきい値は、米国のSDP の考え方と整合を図り、以下のように設定すべきと考える。
緑 白 黄 赤
1未満 1 ≧２ －
（３）算定方法について
しきい値は、法令（電離放射線障害防止規則第４条）に定める線量限度に基づくとす る案が示されているが，「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」第七十九条第 １項１号に定める線量限度にすべきと考える。
（４）必要データについて
発電所単位でPIを算出することに異論はない。
（５）評価時期について
年度毎とすることに異論はない。
３．計画外放射線影響発生件数について
（１）PIの名称について
「計画外放射線影響発生件数」となっているが、算定方法で示されている内容に合わせ
「事故故障等の報告基準の実効線量(5mSv)を超えた件数」にすべきと考える。
（２）定義、しきい値、算定方法、必要データ、評価時期について 示された案に異論はない。
別紙:IMC 0609 Appendix C（抜粋）
以 上
Issue Date: 08/19/08 C-1 0609 IMC 0609
Appendix C
OCCUPATIONAL RADIATION SAFETY SIGNIFICANCE DETERMINATION PROCESS
I. APPLICABILITY
The significance determination process (SDP) in this Appendix is designed to provide a means by which NRC inspectors and management can assess the significance of inspection findings related to worker health and safety from exposure to radiation from licensed or unlicensed radioactive materials during routine operations of civilian nuclear reactors.
Background and basis information related to this SDP can be found in Inspection Manual Chapter 0308, “Reactor Oversight Process (ROP) Basis Document,” Appendix C, Section 6, “Occupational Radiation Safety SDP.”
II. ENTRY CONDITIONS
Each issue entering the SDP process must first be screened using IMC 0612, Appendix B,
“Issue Screening.”
III. DEFINITIONS
Within this SDP, the following definitions apply:
A. ALARA. Maintaining radiation dose as low as is reasonably achievable.
B. Compromised ability to assess dose. Deficient program requirements (i.e., inadequate procedures that resulted in program failures), or failures to implement adequate program requirements, that resulted in chronic failure to account for exposures that exceed, or could have exceeded;
1. an acute intake of radionuclides greater than 0.02 annual level of intake (ALI), per individual, or
2. 100 mrem whole body from external exposure, per individual.
A compromised ability to assess dose can result from:
1. the licensee's failure to use a National Voluntary Laboratory Accreditation Program (NVLAP) certified dosimeter processor when required by 10 CFR Part 20, or
別紙
Issue Date: 08/19/08 C-7 0609