平成２９年１２月７日
第１３回再処理・リサイクル部会セミナー

テーマⅠ：新規制基準に係る適合性審査について

六ヶ所再処理施設の新規制基準に係る適合性審査における説明状況

再処理事業部 副事業部長（新規制基準）
越智 英治

目次
１．六ヶ所再処理施設の概要
２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．１ 福島第一原子力発電所事故以前の対応
２．２ 福島第一原子力発電所事故を踏まえた規制とその対応
２．３ 緊急安全対策の概要
２．４ ストレステストの概要
２．５ 新規制基準を受けての対応
２．６ 六ヶ所再処理施設の適合性審査の経緯
２．７ 安全性向上のための活動
３．安全設計における想定への対処
３．１ 溢水３．２ 内部火災
３．３ 竜巻３．４ 外部火災
３．５ 落雷３．６ 火山３．７ 航空機落下

1目次
４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．１ 基本概念
４．１．２ 対処の基本方針
４．１．３ 使用済燃料の条件変更
４．２ 臨界事故への具体的対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処
４．４ 水素爆発への具体的対処
４．５ 有機溶解火災への具体的対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処
４．７ 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止に係る具体的対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処
４．９ 水源の確保
４．10 体制
４．11 緊急時対策所
４．12 訓練

2

１．六ヶ所再処理施設の概要（1/5）
再処理施設は、青森県上北郡六ヶ所村に位置し、標高約５５ｍ、海岸から約５ｋｍ離れた場所に整地造成して設置している。
北東部が尾駮沼に面している。
再処理事業所の敷地の総面積は約３９０万ｍ２である。
年間の最大再処理能力：８００ｔ・ＵPr

標高：約５５ｍ

海岸からの距離：約５ｋｍ

3１．六ヶ所再処理施設の概要（2/5）
再処理施設全体の放射能の95%程度が、密封された固体の放射性物質
密封されていない液体の放射性物質で放射能が最も大きいのは、高レベル濃縮廃液であり、貯槽に貯蔵
再処理施設全体の放射能の5%程度が高レベル濃縮廃液
非密封
高レベル濃縮廃（液体）その他【1×1019Ｂｑ程度】

ＭＯＸ粉末（固体）【2×1019Ｂｑ程度】

使用済燃料
（固体）
【 6×1019Ｂｑ程度】

ガラス固化体（固体）【 1×1020Ｂｑ程度】

密封（全体の放射能の約95％）

再処理施設全体の放射能分布イメージ図（受入れ及び再処理する燃料を制限した場合）
4

１．六ヶ所再処理施設の概要（3/5）
【重大事故を想定する建屋の放射能】
4年冷却：約2×1018Ｂｑ↓
15年冷却：約7×1017Ｂｑ

4年冷却：約2×1020Ｂｑ↓
15年冷却：約6×1019Ｂｑ：重大事故を想定する建屋

4年冷却：約4×1018Ｂｑ↓
15年冷却：約2×1018Ｂｑ

使用済燃
料受入れ・
貯蔵建屋

前処理
建屋

分離建屋

精製建屋

プールで
冷却貯蔵

燃料を
せん断･溶解

核分裂生成物の分離
ｳﾗﾝとﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑの分配

微量の核分裂生成物を除去

4年冷却：約5×1017Ｂｑ↓
15年冷却：約3×1017Ｂｑ

ウラン脱硝
建屋

製品
貯蔵

硝酸を除去し、製品(粉末)化

燃料
ｳﾗﾝの流れｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
混合脱硝建屋ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑの流れ

分析試料

硝酸を除去し、製品(粉末)化

4年冷却：約5×1017Ｂｑ↓
15年冷却：約4×1017Ｂｑ

ドラム缶
ガラス固化体

分析建屋

低レベル廃
液処理建屋

高レベル廃液ガラス固化建屋

4年冷却：約2×1019Ｂｑ↓
15年冷却：約1×1019Ｂｑ

低レベル廃棄物
処理建屋

制御建屋

非常用
電源建屋

5

１．六ヶ所再処理施設の概要（4/5）


原子力発電所のように、大量の放射性物質が一カ所に集中して存在するのではなく、取り扱う核燃料物質の種類、量、その状態等が様々で複数の工程に広く分布している。
原子力発電所のような高温・高圧環境下にはないことから、圧力容器のような圧力障壁はない。
再処理施設は温度、圧力等の変化が緩やかである。このため、臨界事故や突発的な爆発事故（例：TBP（りん酸三ブチル）等の錯体の急激な分解反応）を除けば事故進展は比較的緩やかである。
項

目

設備の概要

再処理施設
使用済燃
料受入れ・
貯蔵建屋

前処理
建屋

分離建屋

精製建屋

プールで
冷却貯蔵

燃料を
せん断･溶解

核分裂生成物の分離
ｳﾗﾝとﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑの分配

微量の核分裂生成
物を除去（参考）原子力発電所
ウラン脱硝
建屋

製品
貯蔵

硝酸を除去し、製品(粉末)化

燃料
ｳﾗﾝの流れｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
混合脱硝建屋ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑの流れ

分析試料

硝酸を除去し、製品(粉末)化

ドラム缶
ガラス固化体

分析建屋

低レベル廃
液処理建屋

高レベル廃液ガラス固化建屋

低レベル廃棄物
処理建屋

制御建屋

非常用
電源建屋

放射性物質
の形態

 非密封（高レベル廃液、プルトニウム溶液等）
 密封（使用済燃料、ガラス固化体等）

密封（燃料ペレット及び燃料被覆管）

放射性物質
の種類

主に長半減期核種

短半減期核種あり

放射性物質
の分布

多数の機器に分散(多数の工程で処理)

炉心に集中6

１．六ヶ所再処理施設の概要（5/5）
項

目

再処理施設

（参考）原子力発電所

運転条件

常温、常圧、未臨界
・基本的に１００℃以下
・セル内は大気圧（微負圧）高温、高圧、臨界・ＰＷＲ ≒ １５０ａｔｍ ３００℃
・ＢＷＲ ≒ ７０ａｔｍ ３００℃

施設に存在するエネルギーの量臨界にならないように管理。核分裂反応させることでエネルギーを取り出す設備ではない（通常状態では大きなエネルギーは発生しない）。
放射能として、大きいのはガラス固化体、使用済
燃料といった固体の放射性物質（密封されている）。
再処理の特徴として、使用済燃料を硝酸に溶かして処理を行うことから非密封状態の溶液を取り扱うこと。溶液の放射性物質の中で最も放射能が大きいのは高レベル濃縮廃液。
 全インベントリ：2×1020Bq程度※重大事故に係る主なインベントリは、高レベル濃縮廃液 ： 1×1019Bq程度
プルトニウム濃縮液： ７×1017Bq程度

核分裂反応で大きなエネルギーを発生させて、そのエネルギーを取り出す設備（運転状
態で大きなエネルギーが発生）。
使用済燃料の放射能は、再処理の固体の
放射性物質と同程度。
原子力発電所の特徴として、原子炉圧力容
器内（炉心）に大量のエネルギーを内包し、原子炉を停止しても停止直後の崩壊熱は大きい。
全インベントリ：2×1020Bq程度

7２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．１ 福島第一原子力発電所事故以前の対応
教育訓練による
運転・保修員の資質向上

品質管理
点検・検査

深層防護
安全設計

①異常の発生防止○余裕のある設備設計○フェイルセーフ→安全側に作動

もし異常が発生しても…

さらに事故に至っても②異常の拡大防止③放射性物質の環境への放出抑制○拡大防止構造○プロセスを安定・安全状態に→自動停止・自動切替え等のインターロック
↑
異常を早期に検知

閉じ込めの維持（平常時にも機能）○漏えい防止→貯槽・セル・建屋○放射性物質の除去→換気系（フィルタ等）

安全設計での想定を超えた場合の対処を準備していなかった

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．２ 福島第一原子力発電所事故を踏まえた規制とその対応

安
全
性
の
向
上

新潟県中越沖地震 福島第一原子力 新規制基準施行
発電所事故 （2013年12月）（2007年7月）（2011年3月）

9

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．３ 緊急安全対策の概要
緊急安全対策では、全交流電源供給機能等が喪失した場合、高レベル廃液の温度上昇等が懸念されることを踏まえ、電源車の追加配備に加え、崩壊熱除去等に必要な設備対応を行った。

○設備の点検
・電源車
・消防車
・貯水槽
・可搬型消防ポンプ 等○緊急時対応手順の具体化
・ホース布設ルート
・電源車からの給電順序 等○緊急時対応の訓練・電源車の接続・可搬型消防ポンプによる燃料貯蔵プールへの注水
10

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．４ ストレステストの概要
ストレステスト（東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた再処理施設の安全性に関する総合的評価）においては、重大事故を選定し、重大事故への対策を検討した。
安全上重要な施設として多重化している機器の機能喪失

設計において単一故障を想定していた機器に対し多重故障による事象進展を想定

・線量評価が5mSvを上回るか
・その他の理由で重大事故への進展について検討を必要とするかNo

多重故障を想定しても評価を必要としない事象

Yes

対策を期待しない場合に異常な放出（通常の放出経路からの放出で20mSvを目安）のおそれがあるか
Yes

重大事故
発生防止対策及び周辺環境への影響緩和のための対策を講じる。
・放射性物質を含む溶液の沸騰継続No

安全性向上のための継続的活動の対象事象
原則として事故の進展防止の対策を講じる。
・燃料貯蔵プールにおける
沸騰
・セル内での有機溶媒火災
・水素の爆発・混合酸化物貯蔵容器の過度の温度上昇 等
11

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．５ 新規制基準を受けての対応（1/2）
教育訓練による
運転・保修員の資質向上

品質管理
点検・検査

深層防護
安全設計

①異常の発生防止○余裕のある設備設計○フェイルセーフ→安全側に作動強化

もし異常が発生しても…

さらに事故に至っても②異常の拡大防止③放射性物質の環境への放出抑制○拡大防止構造○プロセスを安定・安全状態に→自動停止・自動切替え等のインターロック
↑
異常を早期に検知

強化

閉じ込めの維持（平常時にも機能）○漏えい防止→貯槽・セル・建屋○放射性物質の除去→換気系（フィルタ等）

安全設計での想定を超えて安全機能が喪失
重大事故対策（次頁）を追加

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．５ 新規制基準を受けての対応（2/2）
深層防護

安全設計での想定を超えて安全機能が喪失
重大事故対策もし重大事故が発生しても…

①重大事故の発生防止②重大事故の拡大防止

喪失した安全機能の回復・冷却機能喪失⇒可搬型の移送
ポンプで回復・水素掃気機能喪失⇒可搬型空気圧縮機で回復③重大事故の影響緩和

事故の進展・
拡大を防止

・沸騰⇒可搬型の移送ポンプで
貯槽へ注水

事故の収束

・臨界事故⇒可搬型の設備により薬剤を供給（未臨界への移行と
維持）

施設内への
閉じ込めの維持

・セルへの導出（配管遮断、水封）・セル内への滞留・建屋内への滞留

放射性物質の捕集・除去・凝縮による除去（凝縮器、セル）・フィルタによる捕集

13

参考：新規制基準のイメージ
従来の基準

新規制基準

新たに追加された規制基準

重大事故対策施設内で水が溢れた場合への考慮

不法侵入に対する考慮
化学薬品の漏えいに対する考慮
従来の基準の強化・明確化
地震・津波に対する考慮

地震・津波に対する考慮

自然現象に対する考慮

自然現象に対する考慮（竜巻・火山・落雷）

火災に対する考慮

火災に対する考慮

その他設備性能

その他設備性能
14

参考：事業指定基準規則

設計
基準

第2条

核燃料物質の臨界防止基準の明確化第3条

遮蔽等基準の明確化

第4条

閉じ込めの機能

基準の強化

第5条

火災等による損傷の防止

基準の強化

第6条

安全機能を有する施設の地盤

基準の強化

第7条

地震による損傷の防止

基準の強化

第8条

津波による損傷の防止

基準の強化

第9条

外部からの衝撃による損傷の防止

基準の強化

第10条

再処理施設への人の不法な侵入等の防止

新規追加（「使用済燃料の再処理の事業に関する規則」により対策済）第11条

溢水による損傷の防止

新規追加

第12条

化学薬品の漏えいによる損傷の防止

新規追加

第13条

誤操作の防止基準の明確化

第14条

安全避難通路等基準の明確化

第15条

安全機能を有する施設

基準の強化

第16条

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡大の防止基準の明確化

第17条

使用済燃料の貯蔵施設等

基準の明確化

第18条

計測制御系統施設

基準の強化

第19条

安全保護回路

基準の強化

第20条

制御室等

基準の強化

15

参考：事業指定基準規則

設計
基準

重大
事故

第21条

廃棄施設

基準の明確化

第22条

保管廃棄施設基準の明確化

第23条

放射線管理施設

基準の強化

第24条

監視設備

基準の強化

第25条

保安電源設備

基準の強化

第26条

緊急時対策所

基準の明確化

第27条

通信連絡設備

基準の強化

第28条

重大事故等の拡大の防止等

第29条

火災等による損傷の防止

第30条

重大事故等対処施設の地盤

第31条

地震による損傷の防止

第32条

津波による損傷の防止

第33条

重大事故等対処設備

第34条

臨界事故の拡大を防止するための設備

第35条

冷却機能の喪失による蒸発乾固に対処するための設備

第36条

放射線分解により発生する水素による爆発に対処する
ための設備

第37条

有機溶媒等による火災又は爆発に対処するための設備

第38条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

第39条

放射性物質の漏えいに対処するための設備

新規追加

16

参考：事業指定基準規則

重大
事故

第40条

工場等外への放射性物質等の放出を抑制するための
設備

第41条

重大事故等への対処に必要となる水の供給設備

第42条

電源設備

第43条

計装設備

第44条

制御室

第45条

監視測定設備第46条

緊急時対策所

第47条

通信連絡を行うために必要な設備

新規追加

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２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．６ 六ヶ所再処理施設の適合性審査の経緯
福島事故を教訓として、再処理施設で仮に重大事故が起こった場合に、公衆を放射線被ばくのリ
スクから守ることを最大の目的として事業変更許可申請をした。
更なる安全性向上を目的として、事業変更許可申請書の補正をした。
また、新規制基準の適合性審査として79回の審査会合と3回の現地調査を実施した。

2014年1月7日
事業変更許可申請

5/30

2013年

2014年 5月30日、8月29日、10月31日、11月28日、12月26日
2015年 2月 4日、11月16日、12月22日
2016年 6月30日
2017年 5月 9日
事業変更許可申請書の補正

8/29 10/31 11/28 12/26 2/4

2014年

2015年

12/1、2現地調査

2013年12月18日
新規制基準施行

11/16 12/22

9/3現地調査

6/30

5／9

2016年

2017年

11/18現地調査

2014年1月17日～現在
79回の審査会合と3回の現地調査を実施

18

２．六ヶ所再処理施設の安全性確保
２．７ 安全性向上のための活動＜教育・訓練の継続＞
それぞれの措置・対策を確実に実施できるよう、教育・訓練を継続して実施する。
＜さらなる安全性向上のために＞大規模な自然現象や事故の挙動等、現象として未解明の部分が残っている。
今後は、これらに関し継続して新たな知見の収集に努め、さらなる安全性の向上に資する。

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３．安全設計における想定への対処（設計基準：第２条～第２７条）※ 地盤、地震、津波、火山の評価については、「六ヶ所再処理施設の新規制基準に係る適合性審査における説明状況について－地盤、地震等の評価－」に示す。
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３．安全設計における想定への対処
３．１ 溢水（1/3）
影響を評価する建屋内に保有する水量に加え、溢水源となる機器・配管に接続される他建屋及び洞道が保有する水量を加えて溢水量を算出し、溢水源の排除、遮断弁の設置、堰・防水扉の設置等により、溢水から防護対象設備の防護を実施。

21

３．安全設計における想定への対処
３．１ 溢水（2/3）
漏えい量の低減【耐震性の強化】【緊急遮断弁の設置】

供給建屋→

一定以上の規模の地震を検知した
場合緊急遮断弁を閉じることで漏えい量を最小限に抑える【緊急遮断弁 なし】

建屋Ｂ【緊急遮断弁 あり】

建屋Ｃ

供給建屋より建屋Ｃ

建屋Ｃ

供給建屋より水や化学薬品

緊急遮断弁（閉）機器への被水防止コーキング処理【パネルの設置】・想定する被水圧に
耐える設計

パネル設置

【防水性の強化】パッキン交換・想定する被水圧に耐える設計・想定する被水圧に耐える設計
・ 防護する設備の耐震クラスに準ずる設計

コーキング処理22

３．安全設計における想定への対処
３．１ 溢水（3/3）
機器のある部屋への流入防止【堰や防水扉の設置】【逆流防止措置の設置】

溢水防護区画
防護対象
設備

防
水
扉

堰

逆流防止

【配管貫通部の充填】【排水扉の設置】
扉

モルタル充填
安全上重要な機器

開口部
排水扉

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３．安全設計における想定への対処
３．２ 内部火災（1/2）
再処理施設特有の火災に加え、電気火災等の一般火災の発生に対しても、安全上重要な施設の安全機能が損なわれないよう、異なる原理の感知器の追加設置による火災感知器の多様化、耐火壁（防火ダンパ、貫通部シール等）による３時間耐火対策、
内部火災影響評価を実施。

火災感知器の多様化
安全上重要な施設が設置されている場所には、煙感知器、熱感知器等の種類の異なる感知器を組み合わせて設置することにより、安全上重要な施設周辺で発生した火災を早期に検知する。
煙感知器

熱感知器

煙感知器
安全上重要な施設

熱感知器

24

３．安全設計における想定への対処
３．２ 内部火災（2/2）
火災による影響軽減対策
火災が発生してもその影響が及ばないよう、耐火壁（防火扉、耐火シール等を含む）により分離する。
耐火シール
配管等の貫通部に充填
耐火壁
火災の影響軽減

防火扉
人が出入りする場所に設置

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３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（1/9）
国内最大の規模の竜巻を考慮して、最大風速100m/sの竜巻を想定し、竜巻防護施設を建物で防護することを基本とし、開口部及び屋外施設には防護対策（飛来物防護ネット又は飛来物防護板）を実施。
【飛来物防護】
防護板

主排気筒

防護ネットの設置〈冷却塔〉

防護板の設置〈屋外ダクト、屋外配管、排気モニタ〉【車両の飛来防止】
車庫の設置

車両の固縛
ナイロンスリング等

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３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（2/9）【当初変更申請と安全審査の経緯】
当初の変更申請

安全審査を踏まえた変更申請（見込み）

設計竜巻の想定

気象条件、竜巻発生の傾向の類似性等に基づき、 将来発生するおそれのある竜巻の不確実性を補設計上想定する竜巻の規模をF2（最大風速
うため、過去に国内で発生した最大級の竜巻を69m/s）と想定した。
念頭に置き、保守的に最大風速100m/sの竜巻を設計の前提とした。

竜巻に対する防護対象

再処理施設のうち耐震Sクラスの施設

再処理施設のうち安全上重要な施設多重化された施設の防護方針• 多重化されかつ1系統で安全機能が維持できる施設については、原則としてA系統を竜巻に対して防護する設計とした。
• A系統保修中における竜巻の襲来を想定し、B
系統破損時の手順を確立することとした。

左記に加え、B系統についても一定の防護対策を施す設計とした。

公衆に過度な放射線被ばくを及ぼさない施設の防護方針• 主排気筒は、破損を想定しても、速やかに使用済燃料の再処理を停止する等の措置を行う
ことにより、公衆に及ぼす放射線被ばくを通常程度に抑えることができるため、防護対象から除外した。
• 主排気筒の排気筒モニタは、破損しても公衆の放射線被ばくに及ぼす影響はないため、防護対象から除外した。

• 主排気筒及び主排気筒の排気筒モニタについても防護対策を施す設計とした。

設計竜巻の特性値（竜巻風速場モデルの選定）• ランキン渦モデルによって算出される竜巻特性値を前提とした防護対策を施すこととした。
• 車両の飛来距離だけは、フジタモデルを適用して算出することした。

左記のとおりの申請内容とした（ただし、他の発電炉では、すべての竜巻特性値の算出にフジタ
モデルの適用が認められているケースがある）。

27

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（3/9）【設計竜巻の想定の経緯】•••

竜巻検討地域で過去に発生した竜巻の最大規模はF2（最大風速69m/s）である。
国内で発生した最大規模の竜巻の規模はF3（最大風速92m/s）である。
突風関連指数※１による解析により、竜巻検討地域においてF3以上の竜巻は極めて発生し難い
傾向が観察されている。

※1 突風関連指数
CAPE（Convective Available Potential Energy：対流有効位置エネル
ギ）
積乱雲を発生させる上昇流の強さの目安
SReH（Storm Relative Helicity：ストームの動きに相対的なヘリシティ）
積乱雲がスーパーセルに発達しやすいかどうかの指標
解析は1961年から2010年までの50年間について上記の両指数が同時に閾値を超過する頻度を計算している。

再処理施設の竜巻検討地域

竜巻検討地域における過去最大竜巻の一覧（1961年～2013年12月）
発生日時
1965年09月05日11時40分
1980年10月31日09時30分
1994年10月05日06時35分
2004年10月22日16時50分

発生場所
都道府県
市町村
青森県
むつ市
北海道日高支庁
門別町
北海道日高支庁
門別町
北海道日高支庁
門別町

藤田
スケール
（F2）
（F1～F2）
F1～F2
F2

日本全国における過去最大竜巻の一覧（1961年～2013年12月）
発生日時

暖候期（5月－10月）における
CAPE≧1200 J/kg かつ SReH≧350 m2/s2

寒候期（11月－4月）における
CAPE≧500 J/kg かつ SReH≧350 m2/s2

CAPE、SReHの同時超過頻度分布の算出結果

1971年07月07日 07時50分
1990年12月11日19時13分
1999年09月24日11時07分
2006年11月07日13時23分
2012年05月06日12時35分

発生場所
都道府県
市町村
埼玉県
浦和市
千葉県
茂原市
愛知県
豊橋市
北海道網走支庁 佐呂間町
茨城県
常総市

藤田
スケール
（F3）
F3
F3
F3
F3

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３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（4/9）【設計竜巻の想定の経緯】• 「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」（以下、「竜巻ガイド」）に示される手法に準拠して、竜巻最大風速のハザード曲線（Ｔ年以内にいずれかの竜巻に遭遇し、かつ竜巻風速がV0以上となる確率）を求めている。
• 設計竜巻の目安として竜巻ガイドに示される年超過確率10－5に対して、風
速100m／sに相当する年超過確率は1.79× 10－8となっており、極めて保守的な想定となっている。

竜巻最大風速のハザード曲線29

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（5/9）【多重化された施設の防護方針】
多重化・分離配置

A系統の防護措置A系統保修中の考慮

B系統の防護措置

使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設用
冷却塔• 十分な離隔距離を取って配置し、2系列を同時に破損し難い設計とする。
• 冷却塔1系列の運転でもプール水温度を65℃以下に維持できる設計とする。

飛来物防護ネット設置し、飛来物の衝突による機能喪失を防止する。

• 冷却塔は10ベイで構成し、各ベイを隔離可能な構造とし、隔離弁は地下に設置する。
• 冷却塔の保修は、冷却塔の冷却性能に余裕がある
冬季に行う。

飛来物が飛来するおそれのある方角に飛来物
緩衝ネットを設置する。

再処理設備本体用
冷却塔• 十分な離隔距離を取って配置し、2系列を同時に破損し難い設計とする。
• 1系統は竜巻による飛来物の影響を受け難い高所（地上約20m）に設置する。
• 冷却塔1系列の運転でも溶液の沸騰を防止できる設計とする。

飛来物防護ネット設置し、飛来物の衝突による機能喪失を防止する。

• 冷却塔は9ベイで構成し、各ベイを隔離可能な構造とする。
• 冷却塔の保修は、冷却塔の冷却性能に余裕がある
冬季に行う。

飛来物が飛来するおそれのある方角に飛来物
緩衝ネットを設置する。

第2非常用DG• 2系列の非常用ディーゼ
ル発電設備は、それぞれ独立した部屋に設置する。
• 1系列の運転で安全上重要な施設の安全機能は確保できる容量を有する設計とする。

A系列を設置する室の外壁に飛来物防護板を設置
し、飛来物の貫通を防止する。

• A系列を保修する場合には、
仮にB系列が竜巻によって破損した場合でも、安全上重要な負荷に給電できるよう運転予備用ディーゼル発電機及び第2運転予備用
ディーゼル発電機でバックアップする。
• B系列、運転予備用ディー
ゼル発電機及び第2運転予備用ディーゼル発電機は、竜巻によって３つを同時に破損しないように配置する。

それぞれ防護を行うこと
により、飛来物の衝突による損傷の防止又は抑制を図り、竜巻襲来時における第２非常用ディー
ゼル発電機の機能喪失
を防止する

30

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（6/9）【多重化された施設の防護方針】

運転予備用
ディーゼル発電機

約360m

約400m

使用済燃料の受入れ施設
及び貯蔵施設用 冷却塔
第２非常用
ディーゼル発電機Ｂ
約340m

第２運転予備用
ディーゼル発電機

再処理設備本体用
冷却塔

多重化された施設の配置状況
31

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（7/9）【設計竜巻の特性値】
ランキン渦モデルとフジタモデルによる最大風速100m／sの竜巻の特性値等を比較すると、ランキン渦モデルによって算出される特性値等はフジタモデルに比べて極度に保守的である。
ランキン渦モデル

フジタモデル

最大風速VD（m／s）

100

100

移動速度VT（m／s）

1515

最大接線風速ＶRm（m／s）

85

85

最大接線風速半径Rm（m）
最大気圧低下量Δpmax（hPa）
最大気圧低下率（dp/dt）max（hPa／s）

30

30

89

76

45

53

設計飛来物の水平最大速度※
（m／s）

51

45（12）

設計飛来物の最大鉛直速度※
（m／s）

34

26（1）

設計飛来物の最大飛散距離※
（m）

340

174（7）

設計飛来物の最大飛散高さ※
（m）

47

2（1）

※（ ）内は設計飛来物の初期高さ0m、（ ）外は設計飛来物の初期高さ40mとし、TONBOS ver.3.6を用いて算出した値。

32

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（8/9）【設計竜巻の特性値】＜竜巻の風速場モデルの比較＞•
竜巻ガイドでは、米国NRCの基準類を参考に、竜巻の風速場モデルとしてランキン渦モデルの適用を推奨している。
•
フジタモデルは、米国NRCの要請により藤田博士が開発した竜巻風速場の工学モデルである。
•
フジタモデルの詳細な報告は、DOE向けにまとめられており、NRCガイドにも引用されている。NRCは両モデルを比較し、より単純なランキン渦モデルを選択している。
•
ランキン渦モデルは、地表面付近で非現実的な風速場となっている一方、フジタモデルは地表面で渦の中心に向かう水平方向の流れがモデル化されており、実現象をよく再現している。
飛来物評価モデルの比較

出典： 原子力発電所の竜巻影響評価について－設計風速および飛来物速度の評価－ 改定４
2014年9月9日 日本保全学会 原子力規制関連事項検討会

33

３．安全設計における想定への対処
３．３ 竜巻（9/9）【設計竜巻の特性値】＜ランキン渦モデルとフジタモデルの風速場の比較＞
出典：原子力発電所の竜巻影響評価について－設計風速および飛来物速度の評価－ 改定４
2014年9月9日 日本保全学会 原子力規制関連事項検討会

ランキン渦モデル•
地面からも上昇流が発生するモデルとなっており、実現象と乖離している。
•
風速分布は高さに依存せず、竜巻全域に上昇流が存在する。

フジタモデル•
地表面で渦の中心に向かう水平方向の流れがモデル化されており、実現象をよく再現している。
•
接線風速は高さ依存性があり、上昇流は外部コアのみに存在する。

34

３．安全設計における想定への対処
３．４ 外部火災（1/3）
再処理施設から12kmの範囲内での可燃物（植生）および風向き等の気象条件を基に森林火災を想定し、再処理施設への延焼を防止するため、幅25ｍ以上の防火帯を再処理施設周辺に設置。

防火帯（幅25ｍ以上）

防火帯イメージ
建屋

防火帯の配置図35

３．安全設計における想定への対処
３．４ 外部火災（2/3）

「外部火災影響評価ガイド」（平成25年6月
19日 原子力規制委員会制定）に基づき、居発火点3
住地域や人の立ち入りがある作業エリア 風向：
石油備蓄基地西北西（工場等）を発火点1～3として選定した上で、再処理施設から12kmの範囲内での可燃物（植生）、風向きを考慮して火災を想定し、防火帯の幅を算出。
 外部火災による熱の影響がないことを評価
再処理施設
により確認。
発火点1
吹越地区
 敷地内に設置している重油タンクの火災や可燃性ガスボンベの爆発に対しても影響がないことも評価により確認。
半径12km

発火点2
中継ポンプ場

風向：
東南東

36

３．安全設計における想定への対処
３．４ 外部火災（3/3）
外部火災（備蓄基地火災、再処理施設敷地内の重油タンク）により発生する有毒ガ
ス（CO2、CO、SO2、NO2）に対して、空気中の有毒ガス濃度を測定し、必要により再循
環運転を行うことで制御室の居住性を確保する。
＜制御建屋中央制御室換気設備の再循環運転の手順＞（１）外部火災の発生が覚知された場合には、火災規模、発生箇所の方向、風向、ばい煙の流れ等をカメラ等にて確認し、火災により発生する有毒ガスを中央制御室換気設備に取り込む可能性がある場合は、中央制御室内の外気取入口において、炭酸ガス濃度計、NOx検知器によって中央制御室内に取り込まれる空気中の有毒ガス濃度を測定する。
（２）有毒ガス濃度の測定値が居住性に影響を与えると判断された場合には、中央制御室換気設備の外気との連絡口を遮断し、再循環運転とすることにより、居住性を確保する。

再循環運転時 閉

再循環運転時 閉

NOｘ検知器の例

再循環運転時 開

制御建屋中央制御室換気設備の系統概要図

炭酸ガス濃度計の例

37

３．安全設計における想定への対処
３．５ 落雷（1/2）
想定雷撃電流270ｋAの落雷を想定（従来は150ｋA) し、保安器の設置、使用済燃料の再処理の停止等の措置等の安全対策を実施。

① 雷が落ちるポイント及びサージ電流の侵入経路を絞り込む。

雷撃電流
サージ電流

② 安全上重要な施設の計測制御設備等に保護装置（保安器）等を設置し、サージ電流による機器の故障を防止する。
保安器なし

保安器あり

過電圧

保
安
器

サージ電流
主排気筒

機器

機器

故障発生

建屋
サージ電流を逃がす

保安器

アイソレータ38

３．安全設計における想定への対処
３．５ 落雷（2/2）

保安器

アイソレータ39

３．安全設計における想定への対処
３．６ 火山（1/2）
降下火砕物の設計条件として層厚36cm、1.5g/cm3（湿潤状態の密度）を想定し、堆積荷重等の直接的影響及び外部電源喪失等の間接的影響により安全機能を損なわないよう防護対策（吸気側への粒子フィルタの追加設置、降下火砕物の除去）を実施。
火山の噴火に伴う降灰による設備の故障防止① 外気取入口※１への除灰用ろ布の取り付けにより、フィルタの目詰まりを防止。
また、フィルタ（ステンレス製ワイヤーネット）の追加設置等により、目詰まりした際でも、フィルタの清掃や交換を実施。
※１ 第１非常用ＤＧ、第２非常用ＤＧ、運転予備用、安全圧縮空気系空気圧縮機の外気取入口

フィルタ交換のイメージ

40

３．安全設計における想定への対処
３．６ 火山（2/2）② 屋外での使用を想定している設備※２を屋内へ移動させて使用※２ 電源車、可搬型空気圧縮機、可搬型中型移送ポンプ【電源車の使用済燃料輸送容器管理建屋トレーラエリアへの配備例】①外部電源喪失を想定し、電源車を使用済燃料輸送
容器管理建屋トレーラエリアへ移動させる。
②隣の部屋から外気を取り入れるとともに、外気取入
口には、火山灰が侵入し難いよう、除灰用ろ布、フィルタ（ステンレス製ワイヤーネット）を設置する。

火山活動のモニタリング
カルデラ形成を伴う大規模噴火が発生する可能性は十分小さいが、モニタリングの結果、万が一、その可能性があると判断された場合・使用済燃料の受入れを停止、新たなせん断処理を停止
・再処理している途中の核燃料物質等については製品化（ウラン酸化物粉末、ウラン・
プルトニウム混合酸化物粉末やガラス固化体に）・使用済燃料やガラス固化体等の搬出
41

３．安全設計における想定への対処
３．７ 航空機落下（1/2）
航空機落下では、航空機落下事故を分類し、各事故について落下確率評価を要否を確認。
落下確率評価が必要となる航空機落下事故について評価を実施。
落下事故の種類

落下確率評価の要否ａ)飛行場での離着陸時における落下事故

評価対象外
再処理施設は，三沢空港の滑走路端から滑走路方向に対して±60°の扇型区域から外れるため評価不要。

ｂ)航空路を巡航中
の落下事故

評価対象
再処理施設上空に民間航空機は飛行しないと推察される直行経路（三沢VORTAC－
千歳TACAN）が存在している。保守的に民間航空機が飛行することを想定し評価対象とする。

ⅱ)有視界飛行方式民間航空機の
落下事故

評価対象外
再処理施設の上空の三沢特別管制区は，
航空法により有視界飛行方式民間航空機の飛行が制限されていることから，落下確率評価の対象から除外する。

ⅰ)計器飛行
方式民間
航空機の
落下事故

ⅲ)自衛隊機
又は米軍
機の落下
事故

ⅰ)ｂ)
再処理施設敷地
ⅱ)ａ)訓練空域内を訓
練中及び訓練空域周辺を飛行中の落下事故

評価対象（訓練空域周辺を飛行中の落下事故の評価が必要）ｂ)基地－訓練空域
間を往復時の落下事故

評価対象外
再処理施設は，基地－訓練空域間の往復の想定飛行範囲内に位置しないため評価
不要。

ⅲ)ａ)

ⅲ)ｂ)

ⅰ)ａ)

三沢空港

再処理施設周辺の航空路等図
42

３．安全設計における想定への対処
３．７ 航空機落下（2/2）
再処理施設への航空機落下確率は、ガイド※に示される「想定される外部人為事象」として考慮するべきか否かの判断基準である10-7回／年未満であることを確認。
航空機落下確率評価の結果
落下事故の種類

計器飛行方式
民間航空機の落下事故

飛行場での離着陸時における落下事故－

航空路を巡航中の落下事故

2.6×10－10

有視界飛行方式民間航空機の落下事故

自衛隊機又は
米軍機の落下
事故

落下確率
（回／年）

－

訓練空域内を訓練中及び訓練空域周辺を飛行中の落下

7.5×10－８

基地－訓練空域間を往復時の落下事故－

落下確率の総和
（回／年）

判断基準
（回／年）

7.5×10－８

1×10－７※「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成14.07.29原院第4号（平成14年 7月30日原子力安全・保安院制定））

43

４．重大事故等への対処（第２８条～第４７条）

44

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．１ 基本概念(1/2)
深層防護の考え方に基づき、重大事故等の発生を防止するとともに、重大事故等による影響を低減するため重大事故等への対処の基本概念を以下のとおり定める。
①安全機能が喪失したとしても、放射性物質を放出する事故に至ることを防止する②放射性物質を放出する事故に至ったとしても、事故の拡大を防止する③放射性物質を放出する事故に至ったとしても、可能な限り放射性物質を再処理施設内に閉じ込める

45

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．１ 基本概念(2/2)
重大事故等への対処として、基本概念に沿った以下の3つの対策及び放出抑制の措置、並びにこれらを継続するための支援を実施する。
 発生防止対策
安全機能が喪失したとしても、放射性物質を放出する事故に至ることを防止するための措置として実施する。
 拡大防止対策
放射性物質を放出する事故に至ったとしても、事故の拡大を防止するための措置として実施する。
 異常な水準の放出防止対策
放射性物質を放出する事故に至ったとしても、放射性物質を再処理施設内に閉じ込めるための措置として実施する。

 放射性物質及び放射線の放出抑制
事業所外への放射性物質又は放射線の放出のおそれがある場合に、その放出を抑制するための措置として実施する。
46

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．２ 対処の基本方針(1/3)①放射性物質を施設内に閉じ込める。放出する場合は管理放出する。
 対処においては、放射性物質を再処理施設内に閉じ込めることが最も重要な安全機能であると位置づけ、発生する放射性物質を構造に一定の頑健性のある大容量を有したセルを活用して、放射性物質の減衰、沈着等の効果を期待し、可能な限り再処理施設内に閉じ込める。
 セルの内圧上昇等の二次的リスクが発生する可能性がある場合に限り、フィルタ等を通し管理放出することにより、重大事故等の発生による公衆への影響を低減する。
(2)フィルタ等を通して管理放出(1)施設内に閉じ込める
建屋換気設備47

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．２ 対処の基本方針(2/3)②可搬型の設備を用いて対処する。
・地震により常設の設備が使用できなくなる可能性を踏まえて、主に可搬型の設備を用いて対処を行う。
＜可搬型設備の一例＞＜冷却機能の喪失による蒸発乾固＞

中型移送ポンプ

大型移送ポンプ車＜電源の喪失＞

電源車

可搬型発電機

＜臨界＞＜放射線分解による水素爆発＞

可搬型中性子吸収材供給器

可搬型空気圧縮機

48

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．２ 対処の基本方針(3/3)③優先順位を定めて対処する。
・再処理工場では、全交流動力電源の喪失等により複数の事故が同時に発生する可能性がある。
・そのため、安全機能の喪失から放射性物質放出に至るまでの「事象進展の早さ」と放出される放射性物質の量による「環境影響の大きさ」の観点から事故を分類し、その重要度に応じ、優先順位を定めて対処を実施する。

時間的な余裕があるため、重要度高への対処後速やかに対処を実施。

環境影響：大

重要度
事象進展：
遅い

時間的な余裕が十分にあるため、事象進展の状況を監視しつつ、状況に応じて対処。

(低)

重要度

(中)

あらかじめ必要な設備を準備するほか、その事象が発生した際は優先して
対応。

重要度

(高)

早い

重要度

(低)
小

環境影響が小さいため、重要度高への対処後、速やかに対処を実施。
49

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．３ 使用済燃料の条件変更（1/2）
 使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設の燃料貯蔵プールの容量3,000tUのうち、冷却期間４年以上12年未満の使用済燃料の貯蔵量が600tU未満であり、それ以外
は冷却期間12年以上の使用済燃料となるように、新たに受け入れる使用済燃料の冷却期間を制限する。
 せん断処理するまでの冷却期間が15年以上となるように計画し管理する。

 重大事故等の対処に要する時間を確保し、重大事故等の対処の実施を確実にする。
 重大事故等が発生した際の一般公衆及び放射線業務従事者等への放射性物質等による影響を低減する効果を期待する。

50

４．重大事故等への対処
４．１ 重大事故等への対処方針
４．１．３ 使用済燃料の条件変更（2/2）①各種溶液の代表的な崩壊熱密度②放射能量の観点
・蒸発乾固の特徴的核種であるルテニウム（半減期約１年）の放射能量：約1/2000
・セシウム、ストロンチウム（半減期約３０年）の放射能量：約2割低減

R
u
1
0
6

高レベル濃縮廃液中の
Ru106総量

冷却年数４年（標準燃料条件）

冷却年数15年

3.0×106TBq

1.5×103TBq

51

４．重大事故等への対処
４．２ 臨界事故への具体的対処（1/4）
【臨界事故の特徴】
 重大事故として想定する臨界事故では、プロセス変動を放置することによるプルトニウム濃度
等の未臨界限度の超過、誤移送又はプルトニウムの沈殿の生成により臨界事故が発生することを想定する。
 臨界事故においては，ウラン及びプルトニウムの核分裂の連鎖反応により、新たな核分裂生成物が生成するとともに、核分裂により放出される熱エネルギによって溶液の温度が上昇する。新たに生成する核分裂生成物のうち希ガス、よう素等が気相中に放出される。また、溶液の温度が上昇し沸点に至ると、溶液の蒸発に同伴する放射性物質が気相中に放出される。
臨界発生

溶液の沸騰開始▽▽

核分裂生成物（希ガス等）の生成・気相への移行
溶液中の放射性物質の気相への移行（放射性エアロゾル）
希ガス等

希ガス等＋
放射性エアロゾル

核分裂の連鎖の継続

沸騰による蒸気発生

時間

臨界については、十分な裕度をもった核的制限値の設定や単一故障基準の要求があり、これを厳格に適用した安全設計と安全管理により事故の発生の可能性は極めて低いが、再処理施設の特徴を考慮し、臨界事故を重大事故として、対策を整備した。
52

４．重大事故等への対処
４．２ 臨界事故への具体的対処（2/4）
【拡大防止対策】
臨界事故が発生している貯槽等に、可搬型可溶性中性子吸収材供給器（手動供給ポンプ、供給ホース及び供給容器）を接続し、可溶性中性子吸収材を供給する。
接続口２箇所部屋

接続口２箇所
部屋

部屋

可搬型可溶性中性子吸収材供給器

可搬型可溶性中性子吸収材供給器

セル

部屋

セル

臨界発生機器

臨界発生機器拡大防止対策の概要図

53

４．重大事故等への対処
４．２ 臨界事故への具体的対処（3/4）
【異常な水準の放出防止対策（セルへの導出及び滞留）】
臨界事故が発生した場合に放出される放射性物質をセルに導出し、セルに閉じ込めること
で放射性エアロゾルの沈着、短半減期核種の減衰等を図る。また、放射性物質がセル内
から建屋内へ漏えいしているおそれが確認された場合には、建屋内に閉じ込める。
廃ガス処理系統
セル

セル排気系（フィルタ・排風機）

セル排気系統セル

セル

水封

廃ガス処理系（フィルタ・排風機）
主排気筒

異常な水準の放出防止対策の概要図（セルへの導出及び滞留）

54

４．重大事故等への対処
４．２ 臨界事故への具体的対処（4/4）
【異常な水準の放出防止対策（建屋での滞留）】
廃ガス処理系統

建屋排気系（フィルタ・排風機）

セル排気系統セル

建屋排気系統

可搬型ガス モニタ

セル

建屋へ移行

セル排気系
（フィルタ・排風機）

Ｒ

セル

水封

廃ガス処理系（フィルタ・排風機）
主排気筒

異常な水準の放出防止対策の概要図（建屋での滞留）
55

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（1/6）
【安全冷却水系の特徴】
建屋

建屋
冷却水循環ポンプ

外部ループ（Ａ系)

冷却塔Ａ

←
←

外部ループ（Ｂ系)

冷却塔Ｂ

←
←

冷却水循環ポンプ

非常用ディーゼル
発電機 A
非常用ディーゼル
発電機 B

中間熱交換器
冷却水ポンプ

中間熱交換器
冷却水ポンプ

中間熱交換器
冷却水ポンプ

→

←

→

→

←

→

セル

セル

内部ループ
（Ａ系）

貯槽等

内部ループ
（Ｂ系）

内部ループ
（Ａ系）

貯槽等

(1)貯槽等で発生する崩壊熱を除去する内部ループと、除去した熱を外部へ排出するための外部ループで構成する。
(2)外部ループは独立した２系列により構成し、１系列の運転でも崩壊熱除去に必要な容量を有する。また、各系列の冷却水循環ポンプ等の動的機器は多重化している。
(3)冷却機能が喪失してから沸騰に至るまでの時間が比較的長い貯槽等の内部ループは、
１系列で構成される。冷却機能が喪失してから沸騰に至るまでの時間が短い貯槽等の内部
ループは２系列により構成され、 １系列の運転でも崩壊熱除去に必要な容量を有する。
(4) 動的機器は、外部電源が喪失した場合でも機能を期待できるよう、非常用所内電源系統に
接続する。
56

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（2/6）
【蒸発乾固の特徴】
 蒸発乾固は、溶液の温度上昇を経た後、沸騰に至ることで環境への放出量が増大し、さらに、沸騰継続による溶液中のRuの化学形態の変化による放出量のさらなる増大という特徴を有す
る（放出挙動の変化が２回ある）。
 沸騰に至るまでの時間、沸騰状態における放射性物質の放出率は、溶液が有する崩壊熱（溶液の放射性物質の濃度）に依存する。

57

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（3/6）
【発生防止対策（内部ループへの注水）】
内部ループに注水することにより貯槽等を冷却する。注水に使用する水は、敷地内の貯水槽から移送するほか、敷地外の水源として二又川及び尾駮沼から取水する。
Ｐ

冷却塔Ａ

外部ループＡ系
熱交換器

①

接続口１

貯槽１
冷却
コイル

Ｐ
冷却
コイル

接続口１

貯
水
槽

内部
①

内部
ループ
Ｂ系

接続口２ ループ

Ａ系

①
貯
水
槽

接続口２

①

Ｐ

貯槽2

熱交換器

外部ループＢ系
Ｐ

内部ループへの注水の概要図

冷却塔Ｂ

58

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（4/6）
【発生防止対策（冷却コイル等へのへの注水）】
内部ループの健全性が確保できず、内部ループへの注水が実施できない場合には、貯槽ごとに冷却コイル等への注水を行う。

冷却コイル等への注水の概要図

59

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（5/6）
【拡大防止対策（貯槽への直接注水）】
未然防止対策（内部ループへの注水）を失敗した場合、放射性物質の発生抑制及び蒸発乾固の進行緩和対策として、貯槽への直接注水により事象の進展防止を図る。

拡大防止対策の概要図

60

４．重大事故等への対処
４．３ 蒸発乾固への具体的対処（6/6）
【異常な水準の放出防止対策】
貯槽内の溶液が沸騰した場合に放出される放射性物質をセルに導出し、セルに閉じ込めることで放射性エアロゾルの沈着を図るとともに、セルの内圧が上昇し、経路外放出の可能性が高まった場
合には、必要に応じて高性能粒子フィルタを有した代替換気設備を通じて排気筒から管理放出する。
セル換気系（フィルタ・排風機）⑥
可搬型換気系（フィルタ・排風機）※3※3 沸騰発生時の放出経路
経路構築物によるＤＦ10
フィルタ（2段）ＤＦ105

注水・掃気系※2 沸騰発生時の放出経路
凝縮器ＤＦ10以上⑦

凝縮器※2（常設ＳＡ設備）③

凝縮器（予備）※２

水封

④

冷却系

塔槽類
廃ガス処理系（フィルタ・排風機）※１※1 平常運転時の放出経路
経路上（洗浄塔等）のＤＦ10フィルタ（2段）ＤＦ105

異常な水準の放出防止対策の概要図

61

４．重大事故等への対処
４．４ 水素爆発への具体的対処（1/5）
【水素爆発の特徴】
 再処理工場では放射性物質の多くは溶液の形態で貯蔵され、溶液内で放出された放射線により溶媒が分解されることで発生する水素(放射線分解により発生する水素)が蓄積することが想定される。
 そのため、機器内の水素濃度が水素の可燃限界濃度である4vol%に短時間で達するおそれのある機器に対し、常に空気圧縮機から空気を供給している。

再処理工場

福島第一原子力発電所事故

水素の発生速度(～3×10-2 kg/h)は、水-ジルカロイ反応による水素発生速度（～
4×102 kg/h）よりも極めて遅く、かつ水素が存在する環境が500℃程度の高温になることは想定し難い。 ⇒福島第一原
子力発電所事故のような規模の水素爆発は発生し難い。

高温になった被覆管と水の急激な化学反応（水-ジルカロイ反応）により水素が発生し、可燃濃度領域の水素が高温環境にさらされることで発火点の約500℃に達し、着火・爆発に至ったと考えられる。

再処理工場で想定される水素発生メカニズム

福島第一原子力発電所事故での水素発生メカニズム

800～900℃

水素

被
覆
管

反応

水

●被覆管の
酸化
●水素の
発生

62

４．重大事故等への対処
４．４ 水素爆発への具体的対処（2/5）
【安全圧縮空気系の特徴】
凡例

冷却塔Ａ

：安全圧縮空気：安全冷却水系外部ループ（Ａ系）：安全冷却水系外部ループ（Ｂ系）

冷却塔Ｂ

：送電線

（水素掃気用）

空気圧縮機
非常用主母線

空気貯槽

非常用主母線（かくはん用）

空気圧縮機
第2非常用
ディーゼル発電機Ａ

第2非常用
ディーゼル発電機Ｂ・空気圧縮機・安全冷却水系の冷却塔Ａ・冷却水循環ポンプ

・空気圧縮機・安全冷却水系の冷却塔Ｂ・冷却水循環ポンプ

空気貯槽

水素爆発を
想定する機器（計測制御）

空気圧縮機

空気貯槽

水素爆発を
想定する機器
計測制御系統施設(1)３台の空気圧縮機及び水素掃気用、計測制御用、かくはん用の3基の空気貯槽等で構成し、各施設に圧縮空気を供給する。
(2)空気圧縮機は、１台でも必要な圧縮空気量を供給する容量を有する。
(3)空気圧縮機の運転に必要な冷却水は、安全冷却水系から供給する。
(4)空気圧縮機等の動的機器の単一故障を仮定しても、その安全機能が確保できるように多重化されている。
(5)空気圧縮機等は、非常用所内電源系統に接続することにより、外部電源が喪失した場合でも、その安全機能を確保できる設計としている。
(6)水素掃気用の空気貯槽は、短時間の全交流動力電源の喪失時においても、その安全機能を確保できる容量と
63
している。

４．重大事故等への対処
４．４ 水素爆発への具体的対処（3/5）
【発生防止対策】
代替圧縮空気供給設備による水素掃気用安全圧縮空気系等（２系統以上）への圧縮空気の供給を実施し、事故を収束させる。なお、前記対策の時間確保の観点から、水素掃気機能喪失から24時間は、多重化した常設の圧縮空気貯槽等から自動又は手動で水素掃気用安全圧縮空気系
等へ圧縮空気の供給を実施する。
可搬型空気圧縮機
可搬型重大事故等対処設備
水素掃気用
安全圧縮空気系

かくはん用
安全圧縮空気系

常設重大事故等対処設備（セルと同等以上の耐震性）

発生防止対策1
圧縮空気ボンベ（手動接続）

圧縮空気貯槽セル

発生防止対策2

拡大防止用
圧縮空気供給系

拡大防止用
圧縮空気ボンベ
圧縮空気供給系発生防止対策の概要図

発生防止用
圧縮空気供給系

64

４．重大事故等への対処
４．４ 水素爆発への具体的対処（4/5）
【拡大防止対策】
発生防止対策として水素掃気用安全圧縮空気系等への圧縮空気の供給が失敗した場合は、別の空気供給配管（２系統以上）のうち、いずれかの１系統から圧縮空気の供給を実施する。
可搬型空気圧縮機
可搬型重大事故等対処設備
水素掃気用
安全圧縮空気系

常設重大事故等対処設備（セルと同等以上の耐震性）

かくはん用
安全圧縮空気系

圧縮空気貯槽拡大防止対策1

セル

拡大防止対策2

拡大防止用
圧縮空気供給系

拡大防止用
圧縮空気ボンベ
圧縮空気供給系

拡大防止対策の概要図

発生防止用
圧縮空気供給系

65

４．重大事故等への対処
４．４ 水素爆発への具体的対処（5/5）
【異常な水準の放出防止対策】
水素掃気時の気体に含む放射性エアロゾルついては、セルに導出し、セルに閉じ込めることで放射性エアロゾルの沈着を図るとともに、セルの内圧が上昇し、経路外放出の可能性が高まった
場合には、必要に応じて高性能粒子フィルタを有した代替換気設備を通じて主排気筒から管理
放出する。
セル換気系
（フィルタ・排風機）

可搬型換気系（フィルタ・排風機）※2

掃気系※2 重大事故時の放出経路
経路構造物によるＤＦ10
フィルタ（2段）ＤＦ105

水封塔槽類
廃ガス処理系（フィルタ・排風機）※１※1 平常運転時の放出経路
経路上（洗浄塔等）のＤＦ10フィルタ（2段）ＤＦ105

異常な水準の放出防止対策の概要図

66

４．重大事故等への対処
４．５ 有機溶解火災への具体的対処（1/4）
【有機溶媒火災の特徴】
セル内での有機溶媒火災を想定するセルにおいて、有機溶媒が漏えいし、漏えいした有機溶媒を回収する機能が喪失した状態で、有機溶媒が引火点以上に加熱され、着火することにより火災が発生することを想定する。
有機溶媒火災が発生した場合は、火災防護設備の固定式消火設備の起動により消火を行う設計となっているが、固定式消火設備による消火が失敗した場合は、火災が継続し、有機溶媒に含まれる放射性物質が気相に移行する。気相に移行した放射性物質は、建屋換気設備のセルからの排気系に移行する。
最終的には、漏えいした有機溶媒が全量燃え尽きることで有機溶媒火災は収束する。

67

４．重大事故等への対処
４．５ 有機溶解火災への具体的対処（2/4）
【未然防止対策】
漏えい液の温度を監視し、状態を監視するとともに、窒素濃縮空気供給装置より窒素濃縮空気をセルへ供給し、セル内の酸素濃度
を消炎濃度まで低下させ、それを維持する。
建屋セル
パルスカラム

火災検出装置ダクト

スチーム
ジェットポンプ

可搬型窒素
濃縮空気
供給装置※

可搬型セル内酸素濃度計

液位計※可搬型窒素濃縮空気供給
装置は、窒素分離膜ユニット、
窒素濃縮空気供給装置用空気圧縮機、接続金具、窒素濃縮空気流量計及び供給用ホースで構成する。

有機溶媒

可搬型
漏えい液
用温度計

漏えい液受皿

水色：対策で使用する系統(常設)
橙：可搬型設備

未然防止対策の概要図

68

４．重大事故等への対処
４．５ 有機溶解火災への具体的対処（3/4）
【拡大防止対策】
防火ダンパの閉止及び閉止板の設置によりセルへの給気を遮断する。また、発生防止対策が機能しなかったとして、窒素濃縮空気供給装置を停止する。
建屋セル
パルスカラム

火災検出装置ダクト

スチーム
ジェットポンプ

可搬型窒素
濃縮空気
供給装置※
液位計

有機溶媒

漏えい液受皿
可搬型窒素濃縮空気供給装置を停止する。
防火ダンパを閉止し、可搬型閉止板を設置する。

水色：対策で使用する系統(常設)
橙：可搬型設備

拡大防止対策の概要図
69

４．重大事故等への対処
４．５ 有機溶解火災への具体的対処（4/4）
【異常な水準の放出防止対策】
セル排気フィルタ ユニットにより放射性物質を除去した後、セルからの排気系より放出する。グローブ
ボックス・セル排風機に異常が生じた場合には、可搬型ダクトを用いてセルからの排気系と汚染のおそれのある区域からの排気系を接続し、建屋排風機を用いて放出する。
汚染のおそれのある区域から
の排気系

建屋

セルからの
排気系

建屋排風機
グローブ
ボックス・
セル排風機

セル

逆止弁

主
排
気
筒

パルスカラム

手動弁

可搬型
閉止板

ダクト

防火
ダンパ

高性能粒子
フィルタ

火災検出装置スチーム
ジェットポンプ

排風機

Q

手動弁
L

ダンパ

可搬型窒素
濃縮空気
供給装置

L

有機溶媒

T

T
Q

漏えい液受皿

液位計
可搬型漏えい液用
温度計
可搬型セル内酸素濃度計
赤色：重大事故等対処設備を示す

接地

工場等外への放射性物質の異常な水準の放出防止対策の概要図

70

４．重大事故等への対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処（1/5）
【TBP等の錯体の急激な分解反応の特徴】
希釈剤 上流機器 第2酸化塔 第2脱ガス塔
から

加熱蒸気

一次蒸気
蒸気発生器

凝縮水

プルトニウム
濃縮液受槽へ

④プルトニウム濃縮缶の加熱設備①TBP洗浄器
硝酸プルトニウム溶液
凝縮水
蒸気

プルトニウム溶液受槽②油水分離槽 再処理プロセスにおいては、硝酸溶液中のウラン、
プルトニウムを抽出するための抽出剤としてTBPを使用している。
 TBP及びその分解生成物であるDBP、MBP（これらを総称してTBP等という）は、ウラン、プルトニウ
ム等と錯体を形成する。
 濃縮缶により加熱され、135度を超えると急激な分解反応に至る可能性がある。
そのため、溶液と希釈剤を接触させて溶液中のＴＢＰを除去したり、貯槽上部から有機相を抜き出す等の措置により、TBP等が濃縮缶に混入しないようにしている。

プルトニウム
濃縮缶供給槽③プルトニウム
濃縮缶＜TBP等の錯体の主成分＞
TBP
DBP
MBP

錯体形成

U
Pu
HNO3

TBP等の錯体71

４．重大事故等への対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処（2/5）
【拡大防止対策】
濃縮缶への供給液の供給を停止し、濃縮缶加熱設備を停止することにより、ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応の再発を防止する。
凝縮液受槽へ供給液
供給槽

濃縮液受槽へ

濃縮缶

P

ポンプ

加熱蒸気

凝縮液
蒸気発生器

拡大防止対策の概要図

72

４．重大事故等への対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処（3/5）
【異常な水準の放出防止対策（セルへの導出及び滞留）】機器に接続する重大事故等対処施設のＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応に対処するための設備の換気系統遮断・セル導出設備の常設重大事故等対処設備の気体廃棄物の廃棄施設の塔槽類廃ガス処理設備の配管の流路を遮断すること等により、放射性物質等をセルに導出し、セルに閉じ込めることで放射性エアロゾルの沈着等を図る。
廃ガス処理系統
セル

セル排気系（フィルタ・排風機）

セル排気系統セル

セル

水封

廃ガス処理系（フィルタ・排風機）
主排気筒

異常な水準の放出防止対策の概要図（セルへの導出及び滞留）（分離施設の分配設備のウラン濃縮缶及び精製施設のプルトニウム精製設備のプルトニウム濃縮缶）

73

４．重大事故等への対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処（4/5）
【異常な水準の放出防止対策（セルへの導出及び滞留）】

廃ガス処理系統
セル

セル排気系（フィルタ・排風機）

セル排気系統

セル

セル

安全弁

ウラン精製設備のウラン濃縮缶は、安全弁があるため、安全弁からセルへ導出する。
セルへ導出するためのユニットはなく、廃ガス処
理系の系統を隔離することで、安全弁からセルへ導出する。

廃ガス処理系（フィルタ・排風機）
主排気筒

異常な水準の放出防止対策の概要図（セルへの導出及び滞留）（精製施設のウラン精製設備のウラン濃縮缶）

74

４．重大事故等への対処
４．６ TBP等の錯体の急激な分解反応への具体的対処（5/5）
【異常な水準の放出防止対策（建屋での滞留）】

廃ガス処理系統
セル

セル排気系（フィルタ・排風機）

セル排気系統セルからの排気系の排風機を停止し、放射性物質を含む
気体をセル内に滞留させる。
セル

セル

水封

廃ガス処理系（フィルタ・排風機）

Ｒ

主排気筒

排気モニタリング設備

異常な水準の放出防止対策の概要図（建屋での滞留）75

４．重大事故等への対処
４．７ 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止に係る具体的対処（1/4）
【プール水冷却系及び安全冷却水系の特徴】(1)燃料貯槽プールのプール水を循環させるプール水冷却系と、除去した熱を外部へ排出するための安全冷却水系で構成する。
(2)プール水冷却系及び安全冷却水系は独立した２系列により構成し、１系列の運転でも崩壊熱除去に必要な容量を有する。また、各系統のポンプは多重化している。

76

４．重大事故等への対処
４．７ 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止に係る具体的対処（2/4）
【燃料貯蔵プールへの代替注水】
燃料貯蔵プール等内の使用済燃料の著しい損傷を防止するため、可搬型代替注
水設備による燃料貯蔵プール等への注水手段を整備する。

可搬型中型
移送ポンプ

建屋内ホース

貯水槽

サイフォン
ブレーカ

補給水槽 補給水設備
ポンプ
燃料貯蔵プール等

冷却塔
プール水冷却系
ポンプ

プール水冷却系
熱交換器
冷却水循環
ポンプ

橙：可搬型設備

燃料貯蔵プール等の冷却等の機能喪失に対処するための設備の系統概要図（代替注水設備）

77

４．重大事故等への対処
４．７ 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止に係る具体的対処（3/4）
【使用済燃料へのスプレイ】
大型移送ポンプ車により燃料貯蔵プール等へスプレイを行い、燃料の損傷緩和を図る。
使用済燃料受入れ・貯蔵建屋

大型移送
ポンプ車

貯水槽

建屋内ホーススプレイ ヘッダ
燃料貯蔵プール等

橙：可搬型設備

燃料貯蔵プール等の冷却等の機能喪失に対処するための設備の系統概要図（スプレイ設備）
78

４．重大事故等への対処
４．７ 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止に係る具体的対処（4/4）
【建屋内注水】
大型移送ポンプ車により使用済燃料受入れ・貯蔵建屋へ注水を行い、燃料の損傷緩和を図る。

使用済燃料受入れ・貯蔵建屋

大型移送
ポンプ車

貯水槽

燃料貯蔵プール等
橙：可搬型設備

燃料貯蔵プール等の冷却等の機能喪失に対処するための設備の系統概要図（建屋内注水設備）
79

４．重大事故等への対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処（1/5）
【放射性物質の漏えいの特徴】

高レベル廃液ガラス固化建屋
放射性物質
放射性物質
ルテニウム

固化セル

吸着塔

通常の経路
放射性物質

通常の経路外からの放出の可能性

固化セル換気系
排風機

洗浄塔
廃ガス処理設備

電源喪失

主排気筒
高レベル廃液ガラス固化
廃ガス処理設備排風機

廃ガス洗浄器
高性能粒子フィルタ
ガラス溶融炉
固化セル圧力放出系逆止ダンパ

廃ガス洗浄設備、洗浄塔やルテニウム吸着塔による放射性物質の除去がない固化セル圧力放出系からの放出の可能性

・高温に加熱しているガラス溶融炉では、常に放射性物質が発生しており、これを廃ガス洗浄器等で浄化した上で主排気筒から放出している。
・全交流動力電源の喪失により、ガラス溶融炉の加熱は停止するものの、冷却までには時間がかかるため、それまでは同様に放射性物質が発生し続け、セル内に放出する。
・同時に浄化機能が喪失し、さらに排風機が停止することで、通常の放出経路以外（固化セル圧力
放出系、セル外から建屋外）から放射性物質が外部に放出される可能性がある。
80

４．重大事故等への対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処（2/5）
【未然防止対策】
ガラス溶融炉は運転停止後も余熱により、設備及び固化セル内の温度を上昇させ、固化セル内空気の体積膨張による圧力上昇、それ伴う経路外放出を発生させるおそれがあることから、固化セル内の圧力が上昇した場合には、固化セル圧力放出系により、自動で固化セル内圧力を放出する。
高レベル廃液ガラス固化建屋

主排気筒
固化セル圧力放出系逆止ダンパ（自動開）

セル

セル排風機

可搬型
圧力計

高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備

固化セル
第2排風機
第1排風機

廃ガス洗浄器

ガラス溶融炉

固化セル換気系
排風機

水色：対策で使用する系統(常設)

高レベル廃液ガラス固化建屋換気設備
固化セル換気系

放射性物質の漏えいに対処するための設備の系統概要図（未然防止設備）

81４．重大事故等への対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処（3/5）
【拡大防止対策】
固化セル圧力放出系の逆止ダンパが自動で開放されない場合には、放射性物質の漏えいが拡大することを防止するため、手動で固化セル圧力放出系の逆止ダンパを開放する。
高レベル廃液ガラス固化建屋

主排気筒
固化セル圧力放出系逆止ダンパ（手動開）

セル

セル排風機

可搬型
圧力計

高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備

固化セル
第2排風機
第1排風機

廃ガス洗浄器

ガラス溶融炉

固化セル換気系
排風機

水色：対策で使用する系統(常設)

高レベル廃液ガラス固化建屋換気設備
固化セル換気系

放射性物質の漏えいに対処するための設備の系統概要図（拡大防止設備）

82４．重大事故等への対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処（4/5）
【異常な水準の放出然防止対策（換気系統遮断・セル内導出設備）】
高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備の隔離弁及び固化セル換気系排風機の入口弁を閉止することで、流路を確実に遮断する。
高レベル廃液ガラス固化建屋

固化セル圧力放出系

主排気筒

セル

セル排風機

可搬型
圧力計

高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備

固化セル
第2排風機
第1排風機

廃ガス洗浄器

ガラス溶融炉

固化セル換気系
排風機

水色：対策で使用する系統(常設)

高レベル廃液ガラス固化建屋換気設備
固化セル換気系

放射性物質の漏えいに対処するための設備の系統概要図（換気系統遮断・セル内導出設備）

83

４．重大事故等への対処
４．８ 放射性物質の漏えいへの具体的対処（5/5）
【異常な水準の放出然防止対策（放出影響緩和設備）】
新たに高性能粒子フィルタを一段追加設置する。

高レベル廃液ガラス固化建屋

固化セル圧力放出系

主排気筒

セル

セル排風機

可搬型
圧力計

高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備

固化セル
第2排風機
第1排風機

廃ガス洗浄器

ガラス溶融炉

固化セル換気系
排風機

高レベル廃液ガラス固化建屋換気設備
固化セル換気系

放射性物質の漏えいに対処するための設備の系統概要図（放出影響緩和設備）

水色：対策で使用する系統(常設)
橙：可搬型設備84

４．重大事故等への対処
４．９ 水源の確保（1/2）
 重大事故等に迅速に対処するための敷地内水源の確保のために、敷地内に重大事
故等対処設備として貯水槽（20, 000m3）を2基新たに設置する。
 重大事故等に継続して対処するための敷地外水源として二又川及び尾駮沼を確保し、貯水槽へ取水するための設備を整備する。

敷地外水源（尾駮沼、二又川）及び敷地内水源（貯水槽）

85

４．重大事故等への対処
４．９ 水源の確保（2/2）

敷地外水源から敷地内水源（貯水槽）への水の移送ルート
86

４．重大事故等への対処
４．10 体制（1/2）
 再処理事業部長を本部長とし、再処理事業所として、再処理施設とMOX燃料加工施設の重大事故等への対処及び大規模損壊の対応を実施するための対策組織として対策活動を行う。
実施組織は制御建屋を活動拠点とし、支援組織は緊急時対策所を活動拠点とする。
非常時対策組織／原子力防災組織
緊急時対策所本部長（原子力防災管理者）（再処理事業部長）
本部員
制御建屋

・副本部長（MOX事業部長 他）
・核燃料取扱主任者
・工場長
・連絡責任者

実施組織
実施責任者（統括当直長）・建屋責任者 ※・要員・情報管理責任者
・現場管理責任者 ※・通信責任者
・現場環境確認責任者
・放射線管理責任者
・建屋外対応責任者※：建屋責任者及び現場管理責任者を置く建屋は以下のとおり。
前処理建屋、分離建屋、精製建屋、ウラン・
プルトニウム混合脱硝建屋、高レベル廃液
ガラス固化建屋、使用済燃料受入れ・貯蔵
建屋、燃料加工建屋

支援組織
技術支援組織運営支援組織【施設ユニット班】
・共用施設ユニット班
・前処理施設ユニット班
・化学処理施設ユニット班
・ガラス固化施設ユニット班
・分析施設ユニット班
・MOX施設ユニット班
・運転管理班【設備応急班】

総括班
総務班
防災班

設備応急班長・機械設備班
・電気設備班・計装設備班

土木建築班
広報班

放射線管理班87

４．重大事故等への対処
４．10 体制（2/2）
 実施組織の対応要員
・ 実施組織の要員は、原則として当直員で構成するため、常に実施組織として活動するために必要な要員が整っている
・ 実施組織の交代要員は、社員寮・社宅が密集する六ヶ所村 尾駮地区から参集できる体制を構築
 支援組織の対応要員
・ 支援組織の初動対応に係る要員は、夜間・休祭日にも速やかに対処できるよう、緊急時対策所内に宿直待機・ 宿直者以外の支援組織の要員は、社員寮・社宅が密集する六ヶ所村 尾駮地区から参集できる体制を構築（大規模な地震（震度6弱以上）が発生した場合には、自主的に参集） 六ヶ所村 尾駮地区からの出社
・ 尾駮地区から再処理事業所までのアクセスルートは３つ異なるルートがあるが、最も長距離となる二又ルート（約13km）について、厳冬期を想定した歩行訓練を実施した
結果、3時間30分程度で到着できることを確認
 周辺市町村からの出社・ 利用可能な交通手段をもって近隣まで移動し、必要に応じて徒歩にて再処理事業所まで移動

88

４．重大事故等への対処
４．11 緊急時対策所
現在の緊急時対策所
・鉄骨造＋鉄骨鉄筋コンクリート造
・約27ｍ（南北） × 約31ｍ（東西） × 約12ｍ（地上高さ）（地上２階、一部３階、地下１階）
・基準地震動を600galとした場合でも建屋の健全性を維持できると評価により確認

新たな緊急時対策所
・鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート
造）
・約60ｍ（南北） × 約79ｍ（東西） × 約17ｍ（地上高さ）（地上１階、一部２階、地下１階）
・基準地震動700galに対して建屋の健全性を維持できる設計構造

事務建屋（再処理施設緊急時対策所）

緊急時対策所 完成イメージ89

４．重大事故等への対処
４．12 訓練（1/2）

90４．重大事故等への対処
４．12 訓練（2/2）

91