1

平成 29 年 9 月 25 日

日本原子力研究開発機構

大洗研究開発センター

INES 評価について

1．はじめに

原子力施設、放射線利用施設等において事故・故障・トラブルなどの事象が発生した場合に、

それが施設の安全性上あるいは原子力施設従事者と公衆の安全上どのような意味を持つのかを表

現する指標（評価尺度）が IAEA によって国際原子力事象評価尺度（INES）(1),(2)として定められて

おり、その事象の重大性が容易に判断できるようにされている。評価の対象は、原子力発電所、

核燃料施設、研究炉、放射線利用施設等の原子力施設の事象だけでなく、核燃料物質の輸送中の

事故、RI 取り扱いにおける放射線被ばくなど原子力施設と原子力利用で発生した広範囲な事象が

含まれている。

ここでは、大洗研究開発センター燃料研究棟で発生した「燃料研究棟における汚染について」

評価した結果について示す。

2．燃料研究棟における汚染に係る INES 評価について

INES による評価では、表 1(2)に示すように、事象をレベル 0からレベル 7までに分類している。

低い方のレベル 1 からレベル 3 までを異常事象（incidents）、高い方のレベル 4 からレベル 7 ま

でを事故（accidents）として大別している。レベル 1に満たない安全上重要ではない事象はレベ

ル 0 に分類する。レベル 1 は後述する基準 1 と 2 の観点では問題ないが、基準 3 の観点で問題と

なる安全上の事象で、特に逸脱（anomally）と呼ばれている(3)。

2.1 人と環境（基準 1）について(4)

環境への影響については、管理区域外への核燃料物質の放出はなく、周辺環境への影響はな

かった。人への被ばくについては、量研 放医研の評価によると、作業員 5 名のうち 1 名が預

託実効線量で、100mSv 以上 200mSv 未満、他の 4 名が 50mSv 未満と評価されている。最大の作

業員の被ばくが、法定年間線量限度（50mSv/年）を超え法定年間線量限度の 10 倍を超えないこ

と、及び他の 4 名については法定年間線量限度を超えないことから、レベル 2 と評価される。

なお、一般公衆の被ばくはなかった。

2.2 施設における放射線バリアと管理への影響（基準 2）について

今回の事象では、施設内に汚染が留まっており、公衆が被ばくを受ける可能性はないことか

ら、レベル 3（公衆が著しい被ばくを受ける可能性は低いが設計で予想していない区域での重大

な汚染）には該当せず、設計で予想していない施設内区域での相当量の汚染（設計で想定され

ていない区域においてかなりの量の放射性物質が存在し、是正措置が必要となる場合）である

レベル 2と評価される。

2

2.3 深層防護（基準 3）について

今回の事象は、燃料研究棟に備えられた安全設備や安全対策が機能しないために発生した事

象ではない。また、燃料研究棟では、排気ダストモニタ、Pu ダストモニタ等が備えられており、

警報が発報するよう設定され、運用されているが、警報の発報（作動要求）により作動が期待

されるような安全設備は、設置されていない。

燃料研究棟の安全設備や安全対策としては、

(1) 固定式の放射線モニタ（モニタリングポスト P-2）及び空気放射能検知器（排気ダストモ

ニタ、Pu ダストモニタ）及び警報器

(2) 空気中の放射性物質を安全かつ管理した方法で施設内を移動させることができるような

換気系（建家給排気設備、負圧管理）

(3) フード又はグローブボックス

(4) 管理区域境界壁（気密扉）

(5) インターロック式入域管理システム

などが設けられている。

これらの、安全設備や安全対策は、事象発生時にいずれも利用可能であったため、レベル 0/

評価尺度未満と評価される。

一方、INES User’s Manual では、「6.2.4.2 手順上の不備」に「不適切な手順のために、深

層防護の幾つかの防護層に対し同時に脅威が生じることがある。したがって、こうした手順上

の不備も、基本評価値を引き上げるための理由となり得る。」とあること、「6.2.4.3 安全文化

に関連する事象」に「安全文化の欠如は、運転員が設計者の想定に沿わない方法で行動すると

いう結果を招きかねない。したがって、安全文化は、深層防護の一部として考慮しなければな

らず、結果的に、安全文化の問題は、事象の評価値を 1 レベル引き上げることを正当化するこ

とができる。」とあることから、以下に示す手順上の不備及び安全文化の問題の付加的要因を考

慮して評価値を 1つ引き上げ、上記何れの場合もレベル 1と評価される。

手順上の不備及び安全文化の問題について

・燃料研究棟において貯蔵されている核燃料物質（実験済試料）の状態を示す記録が残されて

おらず、核燃料物質の保管管理が不適切だった。

3．まとめ

燃料研究棟における汚染に係る INES 評価は、以上の検討結果から最大評価値を採用するとレベ

ル 2と評価される。

以上

3

【参考文献】

(1) INES The International Nuclear and Radiological Event Scale User’s Mmanual 2008

Edition, IAEA, Vienna, 2013.

(2) INES The International Nuclear and Radiological Event Scale User’s Mmanual 2008

Edition, IAEA, Vienna, 2009, 日本語翻訳版.

(3) 原子力百科事典 ATOMICA, http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_

Key=11-01-04-01, 原子炉施設の故障・トラブル・事故の国際評価尺度（11-01-04-01）.

(4) 平成 29 年 8月 2日, 第 29 回原子力規制委員会資料, 資料 1 国立研究開発法人日本原子力研

究開発機構大洗研究開発センター（北地区）燃料研究棟における核燃料物質の飛散による作業

員の汚染等に係る法令報告（第 2報）及びＩＮＥＳの暫定評価について.

表 1 INES で事象を評価するための一般基準

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究開発センター（北地区）施設編

燃料研究棟（施設番号３）

【取扱注意】 （原子力機構 大洗研究開発センター） 本書には，核物質防護情報が含まれています。 当機構の同意なく，本書の全部又は一部を複写 及び第三者に開示することを禁止します。

変更後における安全対策書

（施設編）

燃料研究棟

（H19.3） 安-(3)-16

安全対策書 ９. その他の安全設備

9.1 通報連絡設備

本設備は、緊急時の通報・連絡を確保するためのもので、一斉指令装置とページ

ング設備等からなる。

⑴ 一斉指令装置

11号室に設置してある集中監視盤から全館に設備するスピーカーに必要な指令ま

たは情報を同時に一斉放送することができる。スピーカーは常時構内放送を受信す

る回路に組み込まれてあるが、一斉指令の際は構内放送を遮断して優先使用する。

⑵ ページング設備

全館に設備するページング通話機から、これらの区域内に所在する従事者を呼び

出し２人以上の従事者相互間で同時に通話できる。

事故が発生した場合には、事故発見者は最寄りの通話機で、建屋内に所在する施

設管理者に報告し、施設管理者は建屋内在住の従事者に必要な指示をあたえる。

9.2 気密扉

管理区域において万一放射線事故が発生した場合、管理区域外に汚染が拡大する

ことを防止するために、気密扉で隔離する。

⑴ エアロック室用気密扉

本施設には 34号室及び 106号室のエアロック室を設けてある。

34号室は、更衣室及び実験室相互間の出入に使用し、 106号室は、管理区域の大

型物品の搬出入に使用する。

上記二つのエアロック室は、各々二つの気密扉を備え、気密扉はインターロック

操作機構を備えている。

⑵ 非常扉

100 号室、 101号室、 102号室、 108号室、 109号室及び 112号室には、万一

事故が発生した場合に従事者等が屋外へ脱出できるよう、気密構造の非常扉を設け

てある。

開始

放射線又は原子力安全に連する事象?

はい

<'放射能の放出

又は人の被ばく?

し、し、え

はい

人と環境への影響

INES該当せず1.3 節

第2章の図旦ι、進む

設における放射物の管理失敗

(燃米頗傷を<む) 0

契資料へ

放出された放射能

施設の放射線バリアと管理・＼の影響

個人の被ばく

はい

ボックス 1

人と環境への影響基凖に対する最大レベル

3章の

区旦1こ進む

Lぺ'W2

原子炉燃料の

損傷

閉込めの喪失

高放射線汚染

第4 ~ 6章の

図3に進む

施股の放射線バリアと營理への影響基泡に対する最大レベル

ボックス2

帖送および放射線源(第4.章)

出力逐転中の原子

炉(第 5 章)

特定の施設(第6 章)

レKW乙

深層防護基池に対する最大レベノレ

レヘ;'、レ'

ポックス3

〆

図 4.

最大゛価値を採)"＼、、(ボックス 1、 2

＼お1爽)' Vべ1し2_

一般的なINESの評価手順

評価値が表1の尺度の一般記述と整合しているかどうかをチェック

145

図4

放射性物質の環境への放出はあるか? はい

放射線当量を計

するか(表2)又はD.値を使用する

(22.1 節)

いし、え

個人に対する

被ばく線量があるか?

1-131換算で数万

TBq 以上に相当るか?*

いいえ

1'雑繊雛織疑非致死的な確定的影響の発生又は発生の可能性が高い場合

纏鷲難鞭驚驗難

紬瓣欝鞭磁

1-131 換算で数

TBq 以上に相当するか?

表3から

レ<ミノレを

決定する

はい

被ぱくレベル

人と環境への影響の評価手順

.131 換算で数

TBq 又は250OD2'上に相当す

カ、')*

いいえ

いいえ

はい

舗E

レハミノレ

法定年間限度を超える公衆の被ぱくまたは被ぱく線量拘東値を超え

る作業員の被ぱく

法定年間線量限度を超える

作業員または公衆の累積被ぱく

6

4

.131換で数 1

TBq又は250D2'上に相当す

はし

被ぱく人数

評価尺度耒満いいえノレベノレ0,

これらの基準は、事故早抑における放出の規模の推定が大まかにしかできない事故に関連する。このためレベルを決める

際に正確な数値を用いることは適切ではない。しかし、これらの基準について国際的に一貫した角早釈を行う助けとするた

めに、レベノレ問の境界を玲唖で約 5,00OTBqおよび約50,00OTBq とすることが提唱されている。表3を用いて施設内の人の被ばく線量を評価し、それに基づいて高い方の評価値が妥当か否力絵討することも必要である。放射線源に関わる事象については、レベノレ6は考えられない。2.3節において説明したように、レベル1の定義は4章から6章に述べる深層防護基準に基づくものであるが、完全なも

のとするため、ここに含めている。

3

人

10人P 上

数人から数10人の数人未満

10人P 上

10 人

*

レ゛ミノレ

、

)リ

3

5

髄羅

はい

2

図4

ホノクス 1

<＼、__ノ

いいえ

4,レノ、ミノレ

10人以上

10人未満

1卯人以上

10人以上

10 人未満

1人以上

,,

1評価尺度未満/レベノレ0t

146

3

図5

け,,

1 "'

4 5 4 3

43

3 2

+サ州

発電用庫子炉の燃料の数0。相当を超える溶融、又は発電用原子炉の炉心インベントリーの数0。を超える燃料集合体からの放出。

施設における放射性物質の大量放出(溶融炉心からの放出と同等)を伴い、重大な過剰被まくの可能性が高い事今一(3.2節)

燃料溶融および/又は被綬管の損傷により、発電用原子炉の炉心インベン

トリーの約 0、1%を超える放射性物質が燃料集合体から放出される事象 1炊閉じ込め客器からの数千TBqの放射能の放出を伴い、公衆に対する重大な過剰被ぱくの可能性が高い事象。(3.2節)

区域に高

射線が存在する運転区城内でガンマ線と中、性子の線率の合計がIsvmを超えるかB.2崩?はい場合(線源からlmの所で測定した線量率)。 はい

し、、え

設計で想定されていない区城へ数千 TBq の放射能の放出があり、公衆の重大な被ばくの可能性は非常に低いが、是正措置を遭、要とする事激。(32節)

"十で想定されでN、ない区域に高い汚染

か存在するか

し、し、え

運転区城内でガンマ線と中性子の線率の合計が50msV小を超える場合(線源からlmの所で測定した線最宰)

(3ユ節)? はい

放射線当量を計算する

(3.3 節)

設,{・で想定されていない区域内1一おいてかなりの鼠の放射性物質が存在し、是正措置か吃、嬰となる場合。

図6 施設の放射線バリアと管理への影響の評価手順

し、し、え

評価尺度末満/レベノレ0

はい

図4

、ツク 2

はい レベノレ2

147

発電用原子炉における

事象?

出力運転中原子炉で発生

た事象

Υ

はい

ノ叉、

はい

第5章の図ユに進む

,料サイクル施股、研

炉、加速噐、又はカテゴリ-1放射線源を製造また

は使用する施設?

起因事象

アプローチ

起因事象の発生

頻度

安全機能の

作動性

付加的要

し、し、え

しし、

輪送又は放射線源の事

象?

厘

安全防護層アプローチ

最大の治在的影粋

安全対策の有刻庁主

付加的

凹 深層防護に対する影響の一般的な評価手順

図4

ツクス

表アプローチ

最大の

潜在的影蒋

安全対策の有効性

安全文化上の意Π夫合い

148

構造上の欠陥を含む潜在的劇庫については注*を参照

(第6章)

図4から

最大の潜在的影響を決定(62.1 節)

設備に対しイ乍動要求か設の寿命期問中に発生することが予瑚され、さらに意図された安全設備が全て利用可能で

あったか?

鱸ての安全設備が許可制限範囲で、安全股備{一対しイ乍動嬰求はな

かうたか?

しW、え

残っている安全対策とその独立性を硫認

(622 飾)

レ、、え

健全性あるいは信頼性の高い

鉾蕗奪謬W勲甑鴻が

独立した安全防艇層の数を決定f6.2.ユ節)

残っている

安全防護眉の数

表Ⅱ

し、、え

を参照して燕本,手価値を决定(623.1 節)

①レパ.ノレ

5、 6、フ

0

2

310r o

大の満在的膨

②レ^ノレ

3、 4

試験問隔と比較して不作動抑問が非常に短い場合は,干価値を1レベル引き下げる

ヂ1吐?不伽劉●U田叫惣

潜在的故障については、当該故障が実際に発生したものと仮定し、このフローチャートを用いてその評価値を決める。その後、当該が発生した可能性に応じて評価値を引き下げる。 6.2.3.2節を参照のこど。

図 10.燃料サイクル施設、研究炉、加速器又はカテゴリー1の放射線源を有する施設並びに運転中でない原子炉に対する深層防護への影響の評価手順

レノ、、ノレ

10r 2

0

付加的要因により。弔価値を1 レベノレ引き上げる彪.婆性

について1灸。ナ(62.4 節)十{

評価尺座未満/1ノベノレ0

ノー、

図4 、

ホ、ツクス3 /ー、、

151

0 1 2

上以

3

3A B C D