原子力施設等の防災対策について

昭和 55 年６月
（平成元年３月一部改訂）（平成４年６月一部改訂）（平成 10 年 11 月一部改訂）（平成 11 年 9 月一部改訂）（平成 12 年５月一部改訂）（平成 13 年３月一部改訂）（平成 13 年６月一部改訂）（平成 14 年４月一部改訂）（平成 14 年 11 月一部改訂）（平成 15 年７月一部改訂）（平成 19 年５月一部改訂）（平成 20 年３月一部改訂）（平成 20 年 10 月一部改訂）（平成 22 年８月一部改訂）

原 子 力 安 全 委 員 会

第１章

序

目次
･････････････････････････････････････････････････････････････････････1

１－１

本報告書の位置付け

１－２

対象

１－３

防護対策の目的

第２章･･･････････････････････････････････････････････････1･････････････････････････････････････････････････････････････････1

防災対策一般･･･････････････････････････････････････････････････････2･･･････････････････････････････････････････････････････････3

２－１

原子力防災対策の特殊性等

２－２放射性物質又は放射線の放出形態、被ばくの形態及び被ばく低減化措置

２－３

原子力施設における防災対策及び異常事態の把握

２－４

周辺住民等への情報提供

２－５

防災業務関係者等の教育及び訓練

２－６

諸設備の整備２－７

防災関係資料の整備

２－８

オフサイトセンターの整備

２－９

核燃料物質等の輸送時の防災対策

第３章･････････････････････････････････････････････3･････････････････････････5･･･････････････････････････････････････････････6･･･････････････････････････････････････7･････････････････････････････････････････････････････････8･･････････････････････････････････････････････････10････････････････････････････････････････････11･･････････････････････････････････････11

防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲････････････････････････････････13

３－１

地域の範囲の考え方

３－２

地域の範囲の選定

３－３

具体的な地域防災計画の策定等に当たっての留意点･･････････････････････････････････････････････････13････････････････････････････････････････････････････13

第４章

緊急時環境放射線モニタリング

第５章

災害応急対策の実施のための指針･･････････････････････15･･････････････････････････････････････････16････････････････････････････････････････18

５－１

異常事態発生の際の通報基準及び緊急事態判断基準

５－２

防護対策

５－３

防護対策のための指標

第６章･････3･･････････････････････18････････････････････････････････････････････････････････････19

緊急被ばく医療････････････････････････････････････････････････21････････････････････････････････････････････････････････26

付属資料･･････････････････････････････････････････････････････････････････････29

１

防災指針に関連する指針及び報告書一覧

２

原子力安全委員会の活動に係る防災基本計画の抜粋

３

核燃料物質輸送に係る仮想的な事故評価について

４

ＥＰＺについての技術的側面からの検討

５

原災法に示される原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について（抜粋）････････････････････････････････････31･･････････････････････････32････････････････････････････36････････････････････････････････････38････････････････････････････････････････････････････････62

６

原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について

７

防護対策指標について

８

屋内退避等の有効性について

９

防災業務関係者の放射線防護に係る指標について････････････73････････････････････････････････････････････････････89･･････････････････････････････････････････････93････････････････････････････96

１０ＳＰＥＥＤＩネットワークシステムを用いた予測線量の算定について････････97

１１

空間放射線量率分布及び濃度分布の特徴

１２

周辺住民等に対する安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策について･････････103

１３

ＩＡＥＡ文書において示された予防的措置範囲（ＰＡＺ）について･････････106

１４

飲食物摂取制限に関する指標について

１５

防災指針の制定及び改訂の経過･･････････････････････････････････98･･･････････････････････････････････108･････････････････････････････････････････110

第１章

序

１－１ 本報告書の位置付け
原子力安全委員会は、昭和５４年３月に発生した米国スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）
原子力発電所の事故を契機に、原子力災害特有の事象に着目し原子力発電所等の周辺における防災活動をより円滑に実施できるよう技術的、専門的事項について検討を行い、昭和５５年６月に、「原子力発電所等周辺の防災対策について」（平成１２年５月の一部改訂
以降、「原子力施設等の防災対策について」。以下「防災指針」という。）をとりまとめた。
一方、我が国における一般的な災害に対する防災対策は、災害対策基本法（以下「災対法」という。）及び同法に基づき策定されている防災基本計画により整備されてきたところである。これらに加え、原子力防災対策については、平成１１年９月３０日の株式会社
ジェー・シー・オーのウラン加工工場における臨界事故（以下「ＪＣＯ事故」という。）
を契機として災対法及び核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「炉規法」という。）の特別法として原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）
が平成１１年１２月に制定されたところであり、原災法に基づき、その整備が進められてきた。
防災指針は、防災基本計画第１０編原子力災害対策編において、専門的・技術的事項について十分尊重されるものとして規定されており、国、地方公共団体、事業者が原子力防災に係る計画を策定する際、緊急時における防護対策を実施する際等の指針として、原子力安全委員会が防災対策に係る専門的・技術的事項についてとりまとめたものである。
また、緊急時環境放射線モニタリング及び緊急被ばく医療については、防災指針において、基本的な考え方を記載し、詳細については、原子力安全委員会が別途定めた指針等によるものとする（付属資料１）。
これまでも防災指針は、ＪＣＯ事故等から得られた教訓や国際的な動向等の最新の知見を反映し、改訂を行ってきたところであるが、今後も、防災対策の内容が、実効性の高いものになるよう検討を継続し、新たな知見等を積極的に取り入れることにより、必要に応じ、防災指針の見直しを行っていくこととする。
１－２ 対象
防災指針の対象は、炉規法に規定された以下の原子力施設（原災法の対象となるものに限る）による原子力災害及び核燃料物質等の輸送時の原子力災害とする。
・ 原子炉施設（ただし、舶用炉を除く）
・ 再処理施設
・ 加工施設・ 使用施設（臨界量以上の核燃料物質を使用するものに限る）
・ 廃棄物埋設施設及び廃棄物管理施設
・ 使用済燃料貯蔵施設－ 1 －１－３ 防護対策の目的
防災指針に掲げられる防護対策については、以下の４つの項目を目的とし実施することとする。なお、その際、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）等により示された正当化※１（Justification）、最適化※２（Optimization）の原則に則り、当該防護対策の実施による結果を十分勘案することが重要である。
周辺住民、原子力施設従事者及び防災業務関係者等の確定的影響※３の発生を防止すること。
・ 被ばく患者に応急処置を実施し、また、放射線障害に対する治療等を適切に行うこと。
・ 被ばく集団における確率的影響※３の発生を実行可能な範囲で低減すること。
・ 周辺住民、原子力施設従事者及び防災業務関係者等の健康不安を軽減すること。
・※１

正当化：防護措置の便益が、その実施に付随するリスク、その他の影響による損害よりも大きい場合に、その実施は正当化される。

※２

最適化：それぞれの防護措置によって回避される放射線障害は、その措置によって達成される正味の便益が最大となるように、その措置の費用と他の損害に対してバランスを保つ必要がある。

※３

ＩＣＲＰ、ＩＡＥＡ等の文書において、放射線の健康影響として、必ずしも全ての場合で発生はしない
ものの、ある一定以上の線量を被ばくした際に見られる確定的影響と、より少ない線量を被ばくした際にも見られる確率的影響が記載されている。また、ＩＡＥＡの文書において、防護対策の目的として、放射線防護の基本原則である確定的影響の防止と確率的影響の低減が記載されている。

－ 2 －

第２章

防災対策一般２－１ 原子力防災対策の特殊性等
原子力施設における事故により、放射性物質又は放射線の異常な放出あるいはそのおそれがある場合、防災活動の内容としては、施設における異常事態の検知及び関係機関への情報の連絡に始まり、緊急時環境放射線モニタリング（以下「緊急時モニタリング」という。定義は第４章に記載）の開始、災害対策本部の設置、住民への情報伝達を含む連絡体制の確立、関係諸機関の所定の行動、災害の低減化のための住民の行動に関する指示等が挙げられる。これらの防災活動を含む原子力防災対策には、一般的な防災対策活動に共通
あるいは類似のものに加えて原子力に特有なものがある。原子力に特有なものとして以下のことが考えられる。
① 放射性物質又は放射線の存在は、放射線測定器を用いることにより、健康への影響が考えられない微量でも検知できる。しかし、その存在を、五感で直接感じることができず、被ばくの程度を自ら判断できないこと。
② 一般的な災害と異なり、自らの判断で対処するためには、放射線等に関する基本的な知識を必要とすること。
③ 原子力災害は原子力事業者の活動によって発生するため、原子力事業者がその予防対策、応急対策について、大きな責務を有すること。
④ 原子力防災には、原子力に関する専門的知識を有する機関の役割や指示、助言等が重要であること。
一方、通報連絡、住民の屋内退避・避難、飲食物の摂取制限等の防災対策の実施については、一般的な防災対策との共通性あるいは類似性があるので、専門知識に基づく適切な指示があれば、これを活用した対応が可能である。
したがって万一、放射性物質又は放射線の異常な放出あるいはそのおそれのある場合には、前述の特殊性、類似性等を勘案して、適切な対策を講じることにより、周辺住民等の心理的な動揺あるいは混乱を防止し、異常事態による影響をできる限り低くすることが重要である。また災害発生時のみならず中期的な対策として、周辺住民、原子力施設従事者
及び防災業務関係者等に対するメンタルヘルスに関する対策を実施することが重要である。
前述の防護対策の目的に基づき実施される、これらの対策を適切に行うためには、災対法、原災法等に基づいて原子力防災に係る計画の作成、防災資機材の整備、防災訓練の実施等により、緊急時の活動が円滑かつ有効に行われるよう普段から準備する必要がある。
２－２ 放射性物質又は放射線の放出形態、被ばくの形態及び被ばく低減化措置
原子力防災に係る計画の立案あるいは充実を図るに当たって基本となる、原子力施設からの放射性物質又は放射線の放出形態、被ばくの形態及び被ばく低減化措置の考え方は以下のとおりである。

－ 3 －(1) 放射性物質又は放射線の放出形態
原子力施設からの放射性物質又は放射線の放出の形態は、施設の特性や事故の形態により異なるものであり、対象とするそれぞれの施設等に応じた原子力防災計画の立案が必要である。
① 原子炉施設で想定される放出形態
原子炉施設においては、多重の物理的防護壁により施設からの直接の放射線はほとんど遮へいされ、また、固体状、液体状の放射性物質が広範囲に漏えいする可能性も低い。したがって、周辺環境に異常に放出され広域に影響を与える可能性の高い放射性物質としては、気体状のクリプトン、キセノン等の希ガス及び揮発性の放射性物質であるヨウ素を主に考慮すべきである。また、これらに付随して放射性物質がエアロ
ゾル（気体中に浮遊する微粒子）として放出される可能性もあるが、その場合にも、
上記、希ガス及び揮発性放射性物質の影響範囲への対策を充実しておけば、所要の対応ができるものと考えられる。
これらの放出された放射性物質は、プルーム（気体状あるいは粒子状の物質を含んだ空気の一団）となって風下方向に移動するが、移動距離が長くなるにしたがって、拡散により濃度は低くなる。
② 核燃料施設で想定される放出形態(ｲ) 火災、爆発等による核燃料物質の放出
核燃料施設（原子炉施設以外をいう。）においては、火災、爆発、漏えい等によって施設からウラン又はプルトニウム等がエアロゾルとして放出されることが考えられる。これらの放射性物質は上記①と同様にプルームとなって放出、拡散されるが、爆発等により、フィルタを通さずに放出され、量的には多いとみられる粗い粒子状のものは、気体状の物質に比べ早く沈降すると考えられる。また、フィルタを通して放出される場合には、気体状の物質とほぼ同様に振る舞うと考えられる。
(ﾛ) 臨界事故
臨界事故が発生した場合、核分裂反応によって生じた核分裂生成物の放出に加え、反応によって中性子線及びガンマ線が発生し、周囲に放出される。この場合、施設の遮へいが十分な箇所で発生した場合は放射線の影響は無視できるが、遮へいが十分でない場合は、施設から直接放出される中性子線及びガンマ線に対する防護が重要となる。
施設から直接放出される放射線は、施設内外の遮へい条件にもよるが、施設からの距離のほぼ２乗に反比例して減衰するため、その影響は近距離に限定される。
核分裂反応によって生じた核分裂生成物の放出は、希ガス及びヨウ素を考慮すればよいが、その潜在的な総量は原子炉施設に比べ極めて少ない。
なお、核燃料施設から液体状の放射性物質の流出があったとしても、多数の障壁や大きな希釈効果によって、周辺環境に重大な影響を及ぼすような流出の可能性はほとんど考えられない。

－ 4 －(2) 被ばくの形態
施設から放出される放射性物質及び放射線による被ばくの形態は、大きく「外部被ばく」と「内部被ばく」に分けられる。
① 外部被ばく
外部被ばくとは、体外から放射線を受ける場合の被ばくであり、主に原子力施設から直接放出される中性子線及びガンマ線並びに放射性プルームからのガンマ線によって生じる。
② 内部被ばく
内部被ばくとは、吸入、経口摂取等によって体内に取り込んだ放射性物質が生体の各所に沈着し、体内組織（甲状腺、肺、骨、胃腸等）が放射線を受ける場合の被ばくであり、主に電離効果の高いアルファ線及びベータ線によって生じる。
(3) 被ばくの低減化措置
放射性プルームによる被ばくは、その放射性物質の濃度、放射線のエネルギー及び放射性プルームによる影響の継続時間に比例する。このため、放射性プルームによる被ばくを低減化する措置としては、気密性の高い場所への屋内退避、放射線の遮へい効果の高い場所への屋内退避及び放射性プルームに遭遇する場所からの避難が有効である。
この際、風向きを考慮し、風下軸からある幅を持った範囲の住民に対して措置を講じることが重要となる。また、これらの防護対策を補完するものとして、放射性ヨウ素の内部被ばくに対しては、安定ヨウ素剤を予防的に服用することが有効である。
核燃料施設における臨界事故等により原子力施設から直接放出される中性子線及びガンマ線については、距離による減衰や建家等の遮へい効果があり、原子力施設から遠ざかることや遮へい効果の高い場所への屋内退避により被ばくを大きく低減できる。なお、この場合、屋内退避に当たっては風向きを考慮する必要はない。
飲食物の経口摂取等による内部被ばくに対しては、飲食物中の放射性物質の濃度をモ
ニタリングし、必要に応じて摂取制限や代替飲食物の供給等の対策を講じることが有効である。
２－３ 原子力施設における防災対策及び異常事態の把握
原子力施設に対しては、炉規法、原災法等に基づき、種々の安全・防災対策が講じられる。
しかしながら、これらの安全・防災対策にもかかわらず、施設周辺に、放射性物質又は放射線の異常な放出が発生した場合、原子力事業者は、原子力災害の発生やその拡大の防止活動について、責任を持って実行しなければならない。このため、原子力事業者は、この施設内の対策及び施設外への協力体制も含めた原子力災害予防対策、緊急事態応急対策
及び事後対策についての防災業務計画を策定し、従業員に対する教育と訓練を実施して、緊急時に適切に対処できるよう準備しておくことが必要である。特に、防災対策の適切な実施のために、異常事態に関する情報を、関係機関に迅速かつ正確に通報することは、原子力事業者の極めて重大な責務である。これに加えて、ある原子力施設において事故が生じた場合、日本原子力研究開発機構及びその他の原子力事業者は、その専門家・要員及び－ 5 －保有する原子力防災資機材等を動員して、防災対策に積極的に協力をするよう求められている。さらに、これらの者以外の原子力関係者等の自主的な協力を得ることも有効である。
また、普段から緊急時に備え、原子力事業者、国、都道府県、市町村等の関係機関との間で、緊急事態応急対策拠点施設（以下「オフサイトセンター」という。２－８に記載。）
において定期的に連絡会を開催することなどにより、緊密な連絡調整を図っておく必要がある。
(1) 防災対策上の異常事態の態様とその対応
原子力施設において、その施設周辺に、放射性物質又は放射線の異常な放出が瞬時に生ずることは、原子力施設におけるこれらに対しての閉じ込め機能等の安全対策がある
ため、ごく一部の事象を除いてほとんど考えられず、事前になんらかの先行的事象の発生やその検知があると考えられる。このような先行的事象は、原子力施設内の放射線モニタ等の設備により把握できるので、原子力事業者の適切な対応等によって、施設内の異常事態が、必ずしも直ちに周辺住民等に影響を与えるような事態に至る可能性は低い
が、万一そのような事態になったとしても、これに至るまでにある程度の時間的経過があるものと考えられる。この時間的余裕を有効に利用して、万一の場合への種々の対策の準備ができるよう平常時から体制を整えておく必要がある。
一方、核燃料施設の臨界事故に伴う中性子線及びガンマ線あるいは火災、爆発等に伴うウラン、プルトニウム等の施設周辺への放出は、先行的事象から放出までの時間的な余裕が少ない場合も考えられるが、これらの事象の影響を及ぼす範囲は比較的狭い範囲に限定されると考えられるため、その範囲内で、具体的な対応策を準備しておけば、適切な対応が可能であると考えられる。
(2) 異常事態の把握の手段
原子力施設における施設内の異常事態や、施設外への放射性物質又は放射線の異常な放出が発生した場合には、その異常事態の拡大の防止及び災害応急対策の準備という面から、状況把握が重要となる。このため、原子力施設の特性を踏まえつつ、施設内の異常事態や施設外の放射線量を適切に把握するための測定器等を配置するとともに、監視体制を整備しておく必要がある。また、原子力事業者から異常事態の報告が迅速かつ正確に、国、地方公共団体等関係機関に行われなければならない。この際、施設の状況に関する情報に加え、必要となる内容は、第一に当該時点までの施設からの放射性物質の放出状況（量、組成、継続時間等）と敷地境界等における空間放射線量であり、第二に主要な地点における放射線量の推定と事態の今後の見通しである。
このような情報が緊急時に迅速かつ正確に伝えられるためには、あらかじめ通報連
絡様式を定め、原子力施設においては様式の中の情報が迅速に得られるような措置を講じておく必要がある。
２－４ 周辺住民等への情報提供(1) 平常時における周辺住民等への情報提供
原子力災害の特殊性に鑑み、原子力施設の周辺住民等に対して緊急時に混乱と動揺を起こすことなく、国、都道府県及び市町村の災害対策本部の指示にしたがって秩序ある行動をとれるように、普段から原子力防災に関して、周辺住民等、特に防災対策を重点－ 6 －的に充実すべき地域の範囲の周辺住民等への情報提供を行う必要がある。その内容としては例えば次のものが挙げられる。
(ｲ) 放射性物質及び放射線の特性それぞれの原子力施設において取り扱う放射性物質及び放射線に関する基礎知識(ﾛ) 原子力事業所の概要
原子力施設の安全性の仕組みの概要、平常時及び緊急時の環境放射線の監視の仕組み（平常時のモニタリング結果を含む）の概要(ﾊ) 原子力災害とその特殊性
放射性物質又は放射線による被ばくの形態、放射線の影響及び被ばくを避ける方法(ﾆ) 原子力災害発生時における防災対策の内容
緊急時の通報連絡体制、住民の避難経路及び場所並びに防災活動の手順
特に(ﾆ)において、周辺住民等は災害対策本部の指示に従った行動をとることが必要であることを周知徹底することが重要である。
これらの情報提供に当たっては、周辺住民等が理解しやすい内容として行わなければならないが、その際、パンフレット、ビデオ、スライド、インターネット等の多様な手段により周知を図ることが有効である。さらに、学校、職場等の場を活用し、集団の責任者及び構成員に対して、実態に則した情報提供を図ることが有効であると考えられる。
(2) 緊急時における情報提供
緊急時には、周辺住民等に正確な情報提供を迅速にわかりやすい内容で行うことが重要であり、特に、屋内退避や避難の指示など重要なものについては確実に伝達できる体制や機器を用意しておくことが必要である。この際、高齢者、障害者、外国人、乳幼児
その他のいわゆる災害時要援護者及び一時滞在者に十分な配慮をした対応が必要である。
また、現地においては様々な情報が錯綜することが予想されるため、オフサイトセンターで情報の集約や整理を行い、周辺住民、報道関係者等に的確に情報を提供することが必要であり、このためにも、対外的に情報の一元的窓口となる広報・報道担当者を明確にしておくことが重要である。
２－５ 防災業務関係者等の教育及び訓練(1) 教育緊急時における災害応急対策が円滑かつ有効に行われるためには、国、地方公共団体の担当部局の職員はもとより警察機関、消防機関、自衛隊等の防災業務関係者が冷静沈着に判断、指示及び行動をすることが重要である。特に、周辺住民等の心理的な動揺あるいは混乱をおさえるためには、防災業務関係者が原子力防災対策に習熟することが最も重要となることから、国、都道府県、市町村等において、種々の災害応急対策を実施
する防災業務関係者に、原子力防災対策に関する教育を行うことが必要となる。
教育の内容及び程度は、防災業務関係者の有している原子力に関する知識と防災体制における役割によって異なるが、原子力に関する基礎的な知識のほかに、原子力防災に関する内容として次のものが必要であると考えられる。
－ 7 －

(ｲ)
(ﾛ)
(ﾊ)
(ﾆ)
(ﾎ)
(ﾍ)

原子力防災体制及び組織に関する知識
安全・防災対策を含む原子力施設に関する知識
放射線防護に関する知識（防災資機材の使い方、放射線の健康への影響等）
放射性物質及び放射線の測定方法に関する知識
防災対策上の諸設備に関する知識
被ばくに対する応急手当の知識
これらの教育については、日本原子力研究開発機構及び放射線医学総合研究所等が実施している原子力防災に係る研修コースを充実して、活用することも重要である。

(2) 訓練
緊急時において種々の災害応急対策を円滑かつ有効に行うためには、前述の周辺住民等への情報提供及び防災業務関係者に対する教育訓練とともに、模擬的に防災システムを動かすことによって実効性の向上を図ることが重要である。そのため、定期的に防災訓練を行い、その結果を第三者も含めて評価検討し、防災体制のさらなる改善を図っていくことが必要である。
訓練の実施に当たっては、原子力防災対策の特殊性及び一般防災対策との共通点に着目する必要がある。原子力防災対策においては、原子力防災対策に関する教育を受けた
防災業務関係者が、専門家等の指導・助言を受けて適切に周辺住民等に対して指示等を行い、これを受けて周辺住民等が秩序ある行動をとれば、一般防災対策と変わりなく実効性のある措置を講じることができる。したがって、防災業務関係者の教育や地域防災体制の整備状況とあわせて、通報、緊急時モニタリング、緊急被ばく医療等の防災活動の各要素ごとに熟練度を高めていく訓練と、周辺住民等の参加も含め、国、地方公共団
体、原子力事業者等の関係機関の連携を確認するための総合的な防災訓練を適切に組み合わせ、防災体制の充実強化を図っていくことが重要である。
防災訓練としては、その訓練ごとの目的を明確にしつつ、以下のような訓練について、実施することが必要と考えられる。この際には、様々な緊急事態の想定を行ったり、訓練対象区域や重点的訓練ポイントを変化させるなど実効性のある訓練としていくことが重要である。
(ｲ) 緊急時通報連絡訓練(ﾛ) 緊急時モニタリング訓練(ﾊ) (ｲ)、(ﾛ)及び周辺住民等に対する情報伝達等を組み合わせた訓練(ﾆ) 国の支援体制を含めた各地域ごとの総合訓練(ﾎ) 国による原子力災害対策本部の立ち上げ等を含めた総合合同訓練
２－６ 諸設備の整備
原子力防災対策を円滑に実施するためには、あらかじめ緊急通報連絡網、防災業務関係者が必要とする防災資機材等、緊急時モニタリングに関する設備及び機器並びに緊急被ばく医療設備等の整備が必要である。
(1) 周辺住民等に対する緊急時の情報伝達網
緊急時において、周辺住民等の行動に関する指示が迅速かつ正確に伝達されるような体制及び設備が必要である。特に原子力防災対策においては、周辺住民等の混乱と動揺－ 8 －を避けることが重要であって、そのためにも正確な情報の迅速な伝達が重要である。
体制としては、地域防災計画あるいは実施細目等において、情報伝達に関する責任者
及び実施者をあらかじめ定め、同様にして定めたある区域あるいは集落の責任者や周辺住民等に迅速かつ正確な情報が伝達されるよう配慮されることが必要である。
情報の伝達に必要な設備としては、通常の電話のほかに、防災無線網、有線放送、広報車等が挙げられる。また、テレビ及びラジオ等のニュースメディアに対し積極的に情報伝達に関する協力を求めることも重要である。さらに、周辺海域の船舶への情報伝達に関しては、漁業無線、船舶通信の活用が考えられるが、同様に海上保安庁の船舶等による情報の伝達も考慮すべきである。
周辺住民等に対する情報としては、下記の項目について最新の情報を単純かつ理解しやすい表現とすることに加え、心理的不安感を除去するために定期的に繰り返し伝達することが必要である。
(ｲ) 異常事態が生じた施設名及び発生時刻(ﾛ) 異常事態の状況と今後の予測(ﾊ) 各区域あるいは集落別の住民のとるべき行動についての指示
また、これらの情報伝達に関して、高齢者、障害者、外国人、乳幼児その他のいわゆる災害時要援護者及び一時滞在者に対する十分な配慮が重要である。
(2) 防災業務関係機関相互の情報連絡設備
緊急時においては、原子力事業者、国、地方公共団体等の関係機関の情報連絡に支障が生じることが考えられる。このため、これらの機関等の情報連絡網については、専用回線の設置など多様な手段を用意し、緊急時に必要な通信連絡が迅速かつ的確に行えるようにしておくことが必要である。
また、原子力事業者、国、地方公共団体等の関係機関相互の情報連絡は、技術的ある
いは専門的な事項が多く、口頭による連絡では正確性に欠ける場合があることや図面、
地図及び表を用いての情報伝達が必須と予想されることから、ファクシミリの整備が必要である。さらに、より効果的な情報伝達のために、テレビ会議システム等の技術の進歩に応じた情報機器も導入していく必要がある。
(3) 防災業務関係者が必要とする防災資機材等
緊急時において、緊急時モニタリング及び周辺住民の避難誘導等に従事する防災業務
関係者が必要とする資機材については、個人の被ばく線量を正しく把握するための直読式個人線量計（ポケット線量計、アラームメータ等）、被ばくを低減するための防護マ
スク及び安定ヨウ素剤等が必要である。
また、屋外活動を円滑かつ有効なものとするため携帯電話をはじめとする無線機器及び輸送手段の確保が必要である。
(4) 緊急時モニタリングに関する設備及び機器
緊急時において周辺環境の放射性物質又は放射線の放出に関する情報を得るためには、緊急時モニタリングに関する体制、設備及び機器の整備が必要である。詳細については、「環境放射線モニタリング指針」（平成２０年原子力安全委員会）によるものとするが、緊急時モニタリングの円滑な実施のためには、体制及び実施計画の整備のほか、－ 9 －モニタリングポスト等の各種計測機器、連絡手段としての携帯電話等の整備が必要である。
(5) 緊急時予測支援システムの整備・維持
気象情報と放出源情報を入力することによって、迅速に放射能の影響が予測できる緊
急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム（ＳＰＥＥＤＩネットワークシステム：
System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)、原子力事業者から送られる施設の運転情報等をもとに、施設の状態予測等を行う緊急時対策支援シ
ステム（ＥＲＳＳ：Emergency Response Support System）等の整備を進めることが重要である。また、あらかじめ、国、地方公共団体、原子力事業者等の間で十分に協議し、平常時から各種システムのネットワーク化や、緊急時の際の協力体制を整えておくことが必要である。
(6) 緊急被ばく医療設備、資機材等
緊急被ばく医療設備、資機材等については、「緊急被ばく医療のあり方について」（平成１３年６月原子力安全委員会原子力発電所等周辺防災対策専門部会）等によるものとする（付属資料１）が、整備すべきものとして、一般的な救急医療に関する適切な施設及び設備の確保のほかに、汚染の程度や被ばく線量を測定するための放射線測定器、除染、被ばく管理及び汚染拡大を防止するための設備、資機材等が必要である。
２－７ 防災関係資料の整備
緊急時における災害応急対策の円滑かつ有効な実施のため、防災業務関係機関はそれぞれの業務に関する防災計画あるいは実施細目等を有していなければならない。また、国、地方公共団体、原子力事業者等の関係機関においては、あらかじめ定められたそれぞれの場所に原子力防災対策上必要とされる資料を常備しておくこととともに、これらの機関が共有すべき資料は、オフサイトセンターにも常備しておくことが重要である。さらに資料
は、常に最新のものに更新しておくことが重要であり、そのための仕組みを構築しておく必要がある。これら必要である資料の概略について以下に述べる。
① 組織及び体制に関する資料(ｲ) 原子力事業者を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織に関する資料（人員、配置、指揮命令系統、関係者名リストを含む。）(ﾛ) 緊急時通報連絡体制に関する資料② 社会環境に関する資料(ｲ) 種々の縮尺の周辺の地図(ﾛ) 周辺地域の人口、世帯数等に関する資料（原子力事業所からの方位、距離別、季節的な人口変動に関する資料を含む。）(ﾊ) 周辺の道路、鉄道、ヘリポート、空港等輸送交通手段に関する資料（道路の幅員、
路面状況及び交通状況、時刻表、滑走路の長さ等の情報を含む。）(ﾆ) 避難場所及び屋内退避に適するコンクリート建家に関する資料（位置、収容能力等－ 10 －

のデータを含む。）(ﾎ) 周辺地域の特殊施設（幼稚園、学校、診療所、病院、刑務所等）に関する資料（原子力事業所からの方位、距離についての情報を含む。）(ﾍ) 緊急時医療施設に関する資料（位置、対応能力、収容能力等の情報を含む。）③ 放射性物質又は放射線による影響推定に関する資料(ｲ) 原子力施設関係資料(ﾛ) 周辺地域の気象資料（施設及び周辺測点における風向、風速及び大気安定度の季節
別及び日変化の情報）(ﾊ) 線量推定計算に関する資料(ﾆ) 平常時モニタリング資料(ﾎ) 緊急時モニタリング資料(ﾍ) 飲食物に関する資料（飲料水、農畜水産物に関する情報）
２－８ オフサイトセンターの整備
オフサイトセンターは、原子力緊急事態が発生した場合に、現地において、国の原子力災害現地対策本部や都道府県及び市町村の災害対策本部などが、原子力災害合同対策協議会を組織し情報を共有しながら、連携のとれた応急対策を講じていくための拠点となるものであり、その機能は極めて重要である。本施設については、原災法において、国が地方公共団体、原子力事業者の意見を聴いて、あらかじめ指定することになるが、関係者が参集しやすい場所にあること、情報通信機器が整備されていること、一定以上の広さを有していること等が重要である。
オフサイトセンターにおいては、施設の状況の把握、モニタリング情報の把握、医療関係情報の把握、住民避難・屋内退避状況の把握等の機能別に分けたグループにそれぞれ職員を配置することにより、継続的に必要な情報を集約、共有し、国の現地本部長が主導的に、それぞれが行う緊急事態応急対策について必要な調整を行うことにより、オフサイト
センターが連携のとれた対策の拠点として機能することが重要である。また、周辺住民や報道関係者等に、整理された情報を適切に提供していくことも重要な機能である。
さらに、オフサイトセンターは、緊急事態の際に迅速に使用できるよう、平常時から、原子力防災専門官による活用、防災資料の管理、通信機器等のメンテナンスなどを行うとともに、当該施設を活用した防災関係者の連絡会や防災訓練での利用を図っていくことが重要である。
２－９ 核燃料物質等の輸送時の防災対策
核燃料輸送物は収納される放射能量等により、Ｌ型輸送物、Ａ型輸送物、Ｂ型輸送物等に区分されており、また、臨界安全性の確保が必要な輸送物は核分裂性輸送物として区分されている。このうち、収納される放射能量が多いＢ型輸送物及び臨界安全性の確保が必
要な核分裂性輸送物については、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）輸送規則に基づき、過酷な事故を想定した落下試験（９ｍ、非降伏面落下）、耐火試験（800℃、30分）、浸漬試験（深さ１５ｍ、８時間など）等の特別の試験条件が課されているため、輸送中に事故が発生したとしても、これらの輸送物の健全性は基本的には確保されると考えられる。
万一、放射性物質の漏えい又は遮へい性能が劣化するような事故が発生した場合には、－ 11 －

原子力事業者及び原子力事業者から運搬を委託された者により、炉規法に基づき、必要に応じて、救出、消火活動、立入制限区域の設定、汚染、漏えい拡大防止対策、遮へい対策
等の緊急時の措置が行われるとともに、国により、放射性物質輸送事故対策会議の設置、国の職員及び専門家の現地への派遣等が行われる。
これらの事故対策が迅速かつ的確に行われることにより、核燃料物質等の輸送時の事故
が、原子力緊急事態に至る可能性は極めて低いと考えられるが、万一原子力緊急事態に至ることを想定したとしても、事故の際に対応すべき範囲が極めて狭い範囲に限定されること、輸送が行われる都度に経路が特定され、原子力施設のように事故発生場所があらかじめ特定されないこと等の輸送の特殊性を鑑みれば、原子力事業者と国が主体的に防災対策を行うことが実効的であると考えられる。
なお、核燃料物質等の輸送に係る仮想的な事故評価について付属資料３に示す。

－ 12 －

第３章

防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲

３－１ 地域の範囲の考え方
原子力施設において、放射性物質又は放射線の異常な放出が発生した場合、緊急に講ずべき応急対策は、周辺住民等の被ばくを低減するための防護措置である。
原子力施設からの放射性物質又は放射線の異常な放出による周辺環境への影響の大きさ、影響を与えるまでの時間は、異常事態の態様、施設の特性、気象条件、周辺の地形、住民の居住状況等により異なり、発生した具体的事態に応じて臨機応変に対処する必要がある。その際、限られた時間を有効に活用し、周辺住民等の被ばくを低減するための防護措置を短期間に効率良く行うためには、あらかじめ異常事態の発生を仮定し、施設の特性等を踏まえて、その影響の及ぶ可能性のある範囲を技術的見地から十分な余裕を持たせつ
つ「防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲」（以下「ＥＰＺ：Emergency Planning Zone」という。）を定めておき、そこに重点を置いて原子力防災に特有な対策を講じておくことが重要である。この範囲で実施しておくべき対策としては、例えば、周辺住民等への迅速な情報連絡手段の確保、緊急時モニタリング体制の整備、原子力防災に特有の資機材等の整備、屋内退避・避難等の方法の周知、避難経路及び場所の明示等が挙げられる。
原子力施設からの放射性物質又は放射線の影響は、放出源からの距離が増大するにつれ著しく減少することから、ＥＰＺをさらに拡大したとしても、それによって得られる効果は僅かなものとなる。また、ＥＰＺ内においても、施設からの距離に応じて、施設に近い区域に重点を置いて対策を講じておくことが重要である。
なお、放射性物質によって汚染された飲食物の摂取による内部被ばくの影響について
は、飲食物の流通形態によってはかなりの広範囲に及ぶ可能性も考えられるが、飲食物の摂取制限等の措置は、原子力施設からの放射線や放射性プルームによる被ばくへの対応措置とは異なって、かなりの時間的余裕を持って講ずることができるものと考えられる。
３－２ 地域の範囲の選定
ＥＰＺのめやすは、原子力施設において十分な安全対策がなされているにもかかわらず、
あえて技術的に起こり得ないような事態までを仮定し、十分な余裕を持って原子力施設からの距離を定めたものである。具体的には、施設の安全審査において現実には起こり得ないとされる仮想事故等の際の放出量を相当程度上回る放射性物質の量が放出されても、この範囲の外側では屋内退避や避難等の防護措置は必要がないこと等を確認し、また過去の重大な事故、例えば我が国のＪＣＯ事故や米国のＴＭＩ原子力発電所事故との関係も検討を行った。この結果、ＥＰＺのめやすとして、表１に示す各原子力事業所の種類に応じた距離を用いることを提案する。
ＥＰＺのめやすについての技術的側面からの検討内容を、付属資料４に示す。
なお、このめやすは、原子力施設の特性を踏まえて類型化し、余裕を持って設定したものであるが、特徴ある施設条件等を有するものについては、必要に応じ、当委員会において個別に評価し、提案することとする。

－ 13 －

表１ 各原子力施設の種類ごとのＥＰＺのめやす

施設の種類

EPZのめやすの距離（半径）

原子力発電所、研究開発段階にある原子炉施設及び50MWより大きい試験研究の用に供する原子炉施設
再処理施設

約８～１０km
約５km

熱出力≦1kW約５０ｍ

1kW＜ 〃 ≦100kW

約１００ｍ

100kW＜ 〃 ≦ 10MW

約５００ｍ

10MW＜ 〃 ≦ 50MW

約１５００ｍ

特殊な施設条件等を有する施設

個別に決定(※１)

試験研究の用に供する原子炉施設(50MW以下)

加工施設及び臨
界量以上の核燃
料物質を使用する使用施設

核燃料物質（質量管理、形状管理、幾何学的安全配置等による厳格な臨界防止策が講じられている状態で、静的に貯蔵されているものを除く。）を臨界量（※２）以上使用する施設であって、以下のいずれかの状況に該当す
るもの
・不定形状（溶液状、粉末状、気体状）、
不定性状（物理的・化学的工程）で取り扱
う施設
・濃縮度５％以上のウランを取り扱う施設
・プルトニウムを取り扱う施設

約５００ｍ

それ以外の施設約５０ｍ

廃棄物埋設施設及び廃棄物管理施設

約５０ｍ

使用済燃料中間貯蔵施設（※３）

約５０ｍ（※４）※１：特殊な施設条件等を有する施設及びそのＥＰＺのめやすの距離
日本原子力研究開発機構ＪＲＲ－４ 約１０００ｍ
日本原子力研究開発機構ＨＴＴＲ

約２００ｍ

日本原子力研究開発機構ＦＣＡ

約１５０ｍ

東芝ＮＣＡ

約１００ｍ

※２：臨界量は、水反射体付き均一UO２F２又はPu(NO３)４水溶液の最小推定臨界下限値から導出された量を用いる。
ウラン（濃縮度５％以上） 700g-２３５U
ウラン（濃縮度５％未満） 1200g-２３５U
プルトニウム450g-２３９Pu※３：事業所外運搬用の輸送容器である金属製乾式キャスクを貯蔵容器として用いた施設に限る。
※４：EPZ のめやすの距離を約 50 メートルとする場合の施設からの距離の考え方については、金属
キャスクを貯蔵する区域からの距離とする。

－ 14 －

３－３ 具体的な地域防災計画の策定等に当たっての留意点
地域防災計画（原子力災害対策編）を作成する範囲については、対象とする各原子力施設ごとにＥＰＺのめやすを踏まえ、行政区画、地勢等地域に固有の自然的、社会的周辺状
況等を勘案し、ある程度の増減を考慮しながら、具体的な地域を定める必要がある。
事故の形態によっては、ＥＰＺの外側であってもなんらかの対応が求められる場合も全くないとはいえないものの、その場合にもＥＰＺ内における防災対策を充実しておくことによって、十分に対応できるものと考えられる。
ＥＰＺのめやすは、十分に安全対策が講じられている原子力施設を対象に、あえて技術的に起こり得ないような事態までを仮定して、さらに、十分な余裕を持って示しているものであり、万一の緊急時の対応においても、その事態の影響の規模に応じＥＰＺ内の一部の範囲において、あらかじめ準備された対策を重点的に講じることになると考えられる。
したがって、平常時において安全であることはもちろん、日常生活になんら支障を及ぼす
ものではない。この点について原子力関係者が、周辺住民等の正しい理解が得られるよう適切な情報提供等に努めることが重要である。
また、原災法において、原子力事業者は防災業務計画を都道府県、立地市町村と協議し、都道府県は、関係周辺市町村の意見を聴くこととされているが、この場合、ＥＰＺ内の市
町村の意見を聴くことがまず基本となると考えられる。
なお、施設のＥＰＺが原子力事業所の敷地に包含される場合、事業所外の対応としては、発生した事故の情報連絡、住民広報等の体制と周辺環境への影響の確認という観点も含めた、ある程度のモニタリング体制を講じておけば十分であると考えられる。

－ 15 －

第４章

緊急時環境放射線モニタリング

原子力施設において、放射性物質又は放射線の異常な放出あるいはそのおそれがある場
合に、周辺環境の放射性物質又は放射線に関する情報を得るために特別に計画された環境
モニタリングを「緊急時モニタリング」といい、原子力緊急事態の発生時に、迅速に行う
第１段階のモニタリングと周辺環境に対する全般的影響を評価する第２段階のモニタリン
グからなる。なお、緊急時モニタリングの実施に先立ち、原災法に基づき、原子力事業者から通報があった段階では、平常時のモニタリングを強化するとともに、原子力事業者から施設内の状況に関する情報を入手し、事態の推移に応じて、緊急時モニタリングの準備を開始する必要がある。
（平常時のモニタリングついては、「環境放射線モニタリング指針」（平成２０年原子力安全委員会）参照。）（１）第１段階のモニタリング
第１段階のモニタリングは、以下の３つの事項を目的とし、原子力緊急事態の発生直後から速やかに開始されるべきものであり、この結果は、放出源の情報、気象情報及びＳＰ
ＥＥＤＩネットワークシステム等から得られる情報とともに、予測線量の推定に用いられ、これに基づいて防護対策に関する判断がなされることとなる。したがってこの段階においては、何よりも迅速性が必要であり、第２段階で行われる測定ほどの精度は要求されない。
第１段階のモニタリングの主要な対象は、原子力施設又は事故の形態に応じて、放射性物質として、大気中における放射性の希ガス及びヨウ素、エアロゾル状態のウラン及びプ
ルトニウム、放射線として、ガンマ線及び中性子線である。
① 原子力施設周辺の空間放射線量率及び周辺に放出された大気中の放射性物質（放射性希ガス、放射性ヨウ素、ウラン又はプルトニウム）の濃度の把握② 放射性物質の放出により影響を受けた環境試料中の放射性物質（対象核種について
は、「環境放射線モニタリング指針」（平成２０年原子力安全委員会）参照。）の濃度の把握③ 適切な防護対策に資するための周辺環境における予測線量の迅速な推定（２）第２段階のモニタリング
以下の３つの事項を目的として実施する第２段階のモニタリングは、第１段階のモニタリングで要求される迅速性より正確さが必要となり、第１段階のモニタリングよりさらに広い地域につき、放射性物質又は放射線の周辺環境に対する全般的影響を評価し、確認するために行われる。
第２段階のモニタリングにおいては、積算線量及び人体への被ばく評価に必要となる環
境中に放出された放射性物質が対象となる。
なお、このモニタリングの結果は、各種防護対策の解除に用いられるとともに、風評対策にも資するものである。
① 上記（１）①を継続し、さらに対象とする核種を増やすなど、より詳細な大気中の放射性物質の濃度の把握② 上記（１）②を継続し、さらに対象とする核種を増やすなど、より詳細な環境試料－ 16 －

中の放射性物質の濃度の把握③ 周辺住民等が実際に被ばくしたと考えられる線量の評価
なお、緊急時モニタリングの詳細については、「環境放射線モニタリング指針」（平成２０年原子力安全委員会）によるものとする。

－ 17 －

第５章

災害応急対策の実施のための指針

５－１ 異常事態発生の際の通報基準及び緊急事態判断基準(1) 基本的考え方
原災法においては、原子力事業者に対して、原子力事業所の区域の境界付近での一定の水準以上の放射線量の検出その他の事象の発生について、通報義務を課す事象（以下「通報基準に該当する事象」という。）を規定するとともに、原子力緊急事態に該当する事象を規定しているところである（付属資料５、６参照）。
上記通報基準に該当する事象については、初動の迅速性を確保するためのものであるため、その事態の発生が客観的に特定できることが重要であることから、放射線量については、推定方法による不確定要素のある予測線量ではなく、実測値で得られる
空間放射線量率をベースとした規定とし、その他の事象についても、可能な限り具体・定量化が図られているところである。また、同様に、原子力緊急事態に該当する事象についても、空間放射線量率と、可能な限り具体・定量化された事象が規定されている。なお、現実的には、敷地境界付近の異常な空間放射線量率よりも施設内の異常な事象の発生が先に検知されることが想定され、この観点からも、原子力事業者は施設内の異常な事象を確実に検知し、迅速に通報することに留意する必要がある。
(2) 通報基準に該当する事象が発生した場合の対応① 原子力事業者の対応
原子力事業者は、国、都道府県知事及び市町村長等に迅速に通報するとともに、周辺住民等への影響に関する情報の把握や原子力災害の発生又は拡大防止のために必要な応急対策を実施し、さらに、事故の経過を的確にこれらの機関に連絡することが必要である。
② 国の対応国は、原子力防災専門官等を通じて原子力事業所における事故情報等を迅速に収集するとともに、職員や日本原子力研究開発機構等の専門家を現地に派遣することが必要である。また、事故の進展状況に応じて、関係省庁間での事故対策連絡会議を開催するなどにより関係者間での情報の共有化を図りつつ、対応策について検討を行うなど警戒態勢を整えていく必要がある。
③ 地方公共団体の対応
都道府県及び市町村は、原子力防災専門官の協力も得つつ情報収集を行い、事故の進展状況に応じて警戒態勢を整える必要がある。また、周辺への影響の把握という観点から、平常時のモニタリングを強化するとともに、緊急時モニタリングの準備を開始する。
なお、この段階は、前述のとおり、あくまで原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な初動の迅速性を確保するために設定した段階であり、関係機関においては、住民に無用な不安、混乱を与えることがないよう、適切に対応することが重要である。
また、初期段階における現地対応として、原子力防災専門官の役割は重要であり、あらかじめ業務内容等について定めておく必要がある。

－ 18 －

(3) 原子力緊急事態への対応① 原子力事業者の対応
原子力事業者は、原子力災害の発生又は拡大の防止のために緊急事態応急対策を実施することが必要である。
② 国及び地方公共団体の対応
国は、原子力緊急事態宣言を発出し、原子力災害対策本部を設置するとともに、地方公共団体でも災害対策本部を設置し、応急対策を実施する。
その際、オフサイトセンター内に、国の現地対策本部、都道府県及び市町村の対策本部等からなる原子力災害合同対策協議会を組織して、情報を共有しつつ、連携して応急対策を実施し、周辺住民等への放射線の影響をできるだけ低減するとともに、無用な不安、混乱を与えることがないよう、適切に対応することが重要である。
５－２ 防護対策
放射性物質又は放射線の異常な放出が発生した場合に、心理的負担や経済的負担も考慮しつつ、周辺住民等の被ばくをできるだけ低減するために講ずる措置を防護対策という。
防護対策には、屋内退避、コンクリート屋内退避、避難、安定ヨウ素剤予防服用、食物摂取制限等が考えられるが、ここでは、主な防護対策についての基本的な考え方を示す。
防護対策の指標について参考とした資料を、付属資料７に示す。
① 屋内退避について
屋内退避は、通常の行動に近いこと、その後の対応指示も含めて広報連絡が容易である等の利点があると同時に、建家の有する遮へい効果及び気密性等を考慮すれば防護対策上有効な方法である。特に予測線量が大きくない場合又は防災業務関係者の動員、指示及び周辺住民等の移動の際に、放射性物質が既に放出、拡散していることが予想される場合には、動揺、混乱等をもたらすおそれの高い避難措置よりも優先して考えるべきものである。ただし、屋内退避が長期にわたることが予想される場合には、気密性の低下等を考慮し、避難の実施も検討する必要がある。
② コンクリート屋内退避について
コンクリート屋内退避は、コンクリート建家の遮へい効果による外部全身被ばくの低減及び建家の気密性による吸入による内部被ばく等の低減が相当期待できることから、防護対策として重要視されるべきである。コンクリート屋内退避が必要となった場合に混乱を起こすことなく対応できるように、地域防災計画の作成に当たり、具体的対応策を検討しておく必要がある。
③ 避難について防護対策の中でも、避難は、放射性物質の大量の放出前に実施することが可能な場合には、被ばくの低減化の効果が最も大きい防護対策である。ただし、詳細な実施計画に従い実施したとしても、心理的な動揺、それによる混乱等のおそれが高く、特に慎重な配慮が必要であることを踏まえ、一般に多数の住民等の避難を考える場合には、対策の結果生ずる影響について実施の際に十分に検討する必要がある。避難による被ばくの低減化が有効であるのは、例えば、放射性物質の大量の放出までに十分な時間的余裕があ－ 19 －

り、長期間放出が予想され、しかも避難によらなければ相当な被ばくを避け得ない場合である。放射性物質の放出が短時間で終ると予測される場合は、必ずしも避難が最善の方策とは考えられない。
また、原子力施設から直接放出される中性子線及びガンマ線の影響が大きい場合は、放射線量が原子力施設からの距離のほぼ２乗に反比例して減少すること及びその影響を受ける範囲が限定されていることから、避難による混乱を考慮しても、避難は検討されるべき重要な手段である。
防護対策にあって、避難は輸送手段、経路、避難所の確保等種々の要素を考慮した上で、周辺住民等に適切かつ明確な指示を与えて実施すべきものであるので、既に各地方公共団体で取り組まれているとおり、地域の実情を踏まえた避難計画等を策定しておくことが重要である。この際、避難に当たっては自力避難が困難な災害時要援護者に対する配慮も必要である。
④ 安定ヨウ素剤予防服用について
放射性ヨウ素は、人が吸入又は汚染された飲食物を摂取することにより、身体に取り込まれると、甲状腺に選択的に集積するため、放射線の内部被ばくによる甲状腺がん等の晩発性影響を発生させる可能性がある。この内部被ばくに対して、安定ヨウ素剤を予防的に服用することにより、放射性ヨウ素の甲状腺への集積を防ぐことができる。この際、安定ヨウ素剤の服用は、甲状腺以外の臓器への内部被ばくや希ガス等による外部被
ばくに対して、放射線影響を防護する効果は全くないことに留意する。
この防護対策を実施するに当たっては、放射性物質の放出状況を踏まえ、屋内退避や避難等の防護対策とともに判断する必要があるが、その際、内部被ばくに対する屋内退避の有効性が当該建物の気密性に依存すること（付属資料８参照）、及び、建物の気密性による内部被ばく低減効果は時間とともに低下することに留意する必要がある。なお、周辺住民等に対する防護対策としての安定ヨウ素剤の服用については、「原子力災害時における安定ヨウ素剤予防服用の考え方について」（平成１４年４月原子力安全委員会
原子力施設等防災専門部会）によるものとする。
⑤ 飲食物摂取制限について汚染された飲食物を摂取するまでには時間がかかり、通常、対策までに時間的余裕があると考えられるので、緊急時モニタリングの結果を参照して、摂取制限を決定する。
なお、摂取制限措置を実施する際には、代替飲食物の供給等について対策を講じておく必要がある。
⑥ 立入制限措置について
放射性物質又は放射線による無用の被ばくを回避するとともに、周辺住民等の避難、防災業務関係者の活動及び応急対策用資機材等の輸送のために経路の確保等、応急対策の円滑な実施のために、立入制限区域を設定する必要がある。
⑦ 防災業務関係者の防護措置
原子力災害の応急対策及び災害復旧に関係する者であって、ある程度の被ばくが予想される防災業務関係者については、直読式個人線量計（ポケット線量計、アラームメー－ 20 －タ等）を、また、防災業務に応じて、被ばくを低減するための防護マスクを配布するとともに、安定ヨウ素剤を予防的に服用させる。さらに、輸送手段、連絡手段の確保が必要である。防災業務関係者の安定ヨウ素剤予防服用については「原子力災害時における安定ヨウ素剤予防服用の考え方について」（平成１４年４月原子力安全委員会原子力施設等防災専門部会）によるものとする。
防災業務関係者の放射線防護に係る指標は、放射線業務従事者に対する考え方を参考にして、以下のとおりとすることを提案する。また、事故が発生した原子力事業所の放射線業務従事者については、法令に定められている線量限度を適用するものとする。なお、防災業務関係者の放射線防護に係る指標についての参考資料を、付属資料９に示す。
(ｲ) 災害応急対策活動及び災害復旧活動を実施する防災業務関係者の被ばく線量は、実効線量で５０ｍＳvを上限とする。
(ﾛ) ただし、防災業務関係者のうち、事故現場において緊急作業を実施する者（例えば、当該原子力事業所の放射線業務従事者以外の職員はもとより、国から派遣される専門家、警察関係者、消防関係者、自衛隊員、緊急医療関係者等）が、災害の拡大の防止
及び人命救助等緊急かつやむを得ない作業を実施する場合の被ばく線量は、実効線量で１００ｍＳvを上限とする。また、作業内容に応じて、必要があれば、眼の水晶体については等価線量で３００ｍＳv、皮膚については等価線量で１Ｓvをあわせて上限として用いる。
なお、これらの防災業務関係者の放射線防護に係る指標は上限であり、防災活動に係
る被ばく線量をできる限り少なくする努力が必要である。
特に女性については、上記指標にかかわらず、胎児防護の観点から、適切な配慮が必要である。
⑧ 各種防護対策の解除
これまで述べてきた各種の防護対策の解除には慎重な配慮を要する。即ち放出源からの放出が終了したとしても影響を受けた区域は汚染されている可能性もあり、汚染物が影響を受けていない区域に搬出されるおそれなどがあるからである。したがって、緊急時モニタリング等による地域の調査等の措置が行われた後、専門家の判断にしたがって各種対策の解除を行うことが重要である。詳細については、「原子力緊急事態の解除を行う旨の公示等に係る技術的助言の基本的考え方について」（平成１７年１０月原子力安全委員会原子力施設等防災専門部会）によるものとする。
５－３ 防護対策のための指標
防護対策をとるための指標は、なんらかの対策を講じなければ個人が受けると予想される線量（予測線量）又は実測値としての飲食物中の放射性物質の濃度として表される。
予測線量は、異常事態の態様、放射性物質又は放射線の予想される又は実際の放出状況、緊急時モニタリング情報、気象情報、ＳＰＥＥＤＩネットワークシステム等から推定され－ 21 －

ることとなる。※４なお、ＳＰＥＥＤＩネットワークシステムを用いた予測線量の算定についての参考資料を、付属資料１０に示す。
(1) 屋内退避及び避難等に関する指標
国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）等の文書を踏まえながら、防護対策の実効性も考慮し、屋内退避及び避難等に関する指標を以下のとおり提案する。検討に当たり参考とした資料については、付属資料７、８、１１に示す。
表２ 屋内退避及び避難等に関する指標
予測線量（単位：ｍＳv）
外部被ばくによる実効線量内部被ばくによる等価線量
・放射性ヨウ素による小児甲状腺の等価線量
・ウランによる骨表面又は肺の等価線量・プルトニウムによる骨表面又は肺の等価線量

１０～５０

１００～５００

５０以上

５００以上

防 護 対 策 の 内 容

住民は、自宅等の屋内へ退避すること。
その際、窓等を閉め気密性に配慮すること。
ただし、施設から直接放出される中性子線
又はガンマ線の放出に対しては、指示があれば、コンクリート建家に退避するか、又は避難すること。
住民は、指示に従いコンクリート建家の屋内に退避するか、又は避難すること。

注）１． 予測線量は、災害対策本部等において算定され、これに基づく周辺住民等の防護対策措置についての指示等が行われる。
２． 予測線量は、放射性物質又は放射線の放出期間中、屋外に居続け、なんらの措置も講じなければ受けると予測される線量である。
３． 外部被ばくによる実効線量、放射性ヨウ素による小児甲状腺の等価線量、ウランによる骨表面又は肺の等価線量、プルトニウムによる骨表面又は肺の等価線量が同一レベルにないときは、これらのうちいずれか高いレベルに応じた防護対策をとる
ものとする。

※４

ＩＡＥＡ等の文書において、防護対策（屋内退避／避難）の指標は、ある対策を講じた場合に回避することができる線量（回避線量）で記載されている。一方、防災指針においては、予測線量を用いている。
これは、原子力災害発生時においては防護対策の実施期間を定めて求めた回避線量より、一定の期間を定めて求めた予測線量を防護対策指標と比較し、防護対策の実施を判断した方がより安全側の対応になるためである。

－ 22 －

屋内退避及び避難等に関する指標には、ある幅を持たせることとした。この理由は、線量によってのみ防護対策は決定されるべきではなく、その対策の実現の可能性、実行することによって生ずる危険、影響する人口規模及び低減されることとなる線量等を考慮して決定されるべきであり、そのためには防護対策の実施に柔軟性が必要とされるからである。また、災害対策本部が行う周辺住民等の行動についての勧告又は指示は、ある地域的範囲を単位として与えられることが予想され、この地域的範囲の中で予測線量が場所によって異なることも指標に幅を持たせた理由である。
なお、屋内退避若しくはコンクリート屋内退避あるいは避難という防護対策を実際に適用する場合は、上記指標に応じて異常事態の規模、気象条件を配慮した上、ある範囲を定め、段階的に実施されることが必要である。また、放射性物質の放出前又は放出後直ちに、地域の実情や異常事態の態様及び今後の見通し等によっては、予防的に屋内退避あるいは避難等の対策を実施することも有効である。
(2) 安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策の指標
安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策の指標として、性別・年齢に関係なく全ての対象者（原則４０歳未満。詳細については、付属資料１２参照。）に対し一律に、放射性ヨウ素による小児甲状腺等価線量の予測線量１００ mSvを提案する。この際、５－２④のとおり、本防護対策の効果が限定的であり、屋内退避、避難等の他の防護対策を補完する対策であることを踏まえ、実施に当たっては、技術的観点、実効性、地域の実情を考慮し、他の防護対策とともに判断することが必要である。
(3) 飲食物の摂取制限に関する指標
飲食物摂取制限に関する放射性元素として、放射性プルームに起因するヨウ素、ウラン及びプルトニウムを選定するとともに、旧ソ連チェルノブイル事故時の経験を踏まえてセシウムを選定した。そして、これらの核種による被ばくを低減するとの観点から実測による放射性物質の濃度として表３のとおり飲食物摂取制限に関する指標を提案する。
なお、この指標は災害対策本部等が飲食物の摂取制限措置を講ずることが適切であるか否かの検討を開始するめやすを示すものである。

表３ 飲食物摂取制限に関する指標

対

象

飲 料 水

放 射 性 ヨ ウ 素（混合核種の代表核種：１３１Ｉ）
３×１０２Ｂq／ｋg 以上

牛乳・乳製品野 菜 類（根菜、芋類を除く。）

２×１０３Ｂq／ｋg 以上－ 23 －

対

象

飲 料 水

放 射 性 セ シ ウ ム
２×１０２Ｂq／ｋg 以上

牛乳・乳製品野 菜 類
５×１０２Ｂq／ｋg 以上

穀 類
肉・卵・魚・その他

対

象

ウ ラ ン

飲 料 水
２０Ｂq／ｋg 以上
牛乳・乳製品野 菜 類
穀 類

１×１０２Ｂq／ｋg 以上

肉・卵・魚・その他

対象

プルトニウム及び超ウラン元素のアルファ核種（ ２３８Ｐｕ、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ、２４１Ａｍ、
２４２
Ｃｍ、２４３Ｃｍ、２４４Ｃｍの放射能濃度の合計）

飲 料 水
１Ｂq／ｋg 以上
牛乳・乳製品野 菜 類
穀 類

１０Ｂq／ｋg 以上

肉・卵・魚・その他（注） 乳児用として市販される食品の摂取制限の指標としては、ウランについては２０Ｂｑ／ｋｇを、プルトニウム及び超ウラン元素のアルファ核種については１Ｂｑ／ｋｇを適用するものとする。
ただしこの基準は、調理され食事に供される形のものに適用されるものとする。
なお、上記の対象物中の放射能濃度の定量に当たっては、以下の文部科学省放射能測定法シリーズを参照することを提案する。
・放射性ヨウ素 ：１５「緊急時における放射性ヨウ素測定法」
・放射性セシウム： ７「ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリー」
２４「緊急時におけるガンマ線スペクトロメトリーのための試料前処理法」
２９「緊急時におけるガンマ線スペクトル解析法」－ 24 －

・ウラン：１４「ウラン分析法」

・プルトニウム及び超ウラン元素のアルファ核種：
１２｢プルトニウム分析法｣
２１「アメリシウム分析法」
２２「プルトニウム・アメリシウム逐次分析法」
２８「環境試料中プルトニウム迅速分析法」
３０「環境試料中アメリシウム２４１、キュリウム迅速分析法」
また、上記濃度の算出についての考え方を付属資料１４に示す。

－ 25 －

第６章

緊急被ばく医療

緊急被ばく医療の基本理念は、「いつでも、どこでも、誰でも最善の医療を受けられる。」という命の視点に立った救急医療と「最大多数に最大の利益を」という災害医療の原則に立脚することである。
具体的には、原子力施設の従事者と周辺住民等を分け隔てなく、被ばく患者を平等に治療しなければならないという共通認識から出発して、緊急被ばく医療に携わる関係者が適切な研修、訓練を受けることにより、円滑かつ迅速に被ばく患者を診療できる体制を構築する必要がある。また、医療の視点からは、原子力施設における原子力緊急事態の発生時のみならず、原子力緊急事態に至らない場合にも被ばく患者が発生する場合があり、これらにも対応できる体制を構築することも必要である。このため、「緊急被ばく医療のあり方について」（平成１３年６月原子力安全委員会原子力発電所等周辺防災対策専門部会）の策
定以来、整備が進められている緊急被ばく医療体制と日常的に機能している一般の救急医
療体制、災害医療体制との整合性を図ることとし、原子力緊急事態を含めた異常事態の発生時には、救急医療体制に加え、必要に応じ、広域的な災害医療体制にも組み込まれて機能し、実効性を向上させることとする。
このような基本的考え方に基づき、以下の体制を整備し、実効性の向上に努めることが必要である。（図１参照）①

原子力災害合同対策協議会の医療班
オフサイトセンターに設置された原子力災害合同対策協議会は、国、地方公共団体、原子力事業者等を代表するもので構成される。原子力災害合同対策協議会に編成された医療班は、緊急被ばく医療活動の把握及び広域的な医療活動の調整を行う。また、地方公共団
体の災害対策本部の医療グループ、医療機関等と緊密に連絡を取り、必要に応じて助言、指導等を行う。

②

地方公共団体の災害対策本部の医療グループ
地方公共団体の災害対策本部の医療グループは、地方公共団体、地域医療機関、保健所等の関係者によって構成される。現地の医療活動を把握し、初期被ばく医療機関及び二次被ばく医療機関等に助言、指導及び支援を行う。

③

緊急被ばく医療派遣チーム
三次被ばく医療機関を中心とした医療関係者等からなる緊急被ばく医療派遣チームは、
地方公共団体の災害対策本部のもとで、被ばく患者等に対する診療や周辺住民等への対応について、初期及び二次被ばく医療機関の関係者を指導するとともに自らもこれに協力して医療活動を行う。

④

緊急被ばく医療機関等
緊急被ばく医療機関は初期診療や救急診療を実施する「初期被ばく医療機関」、専門的な診療を実施する「二次被ばく医療機関」、高度専門的な診療を実施する「三次被ばく医療機関」からなる。なお、これらの医療機関の連携はもとより、地域の災害拠点病院や救急医療機関との協力体制を構築しておく必要がある。
－ 26 －

各緊急被ばく医療機関の役割、要件等の詳細については、「緊急被ばく医療のあり方について」（平成１３年６月原子力安全委員会原子力発電所等周辺防災対策専門部会）等によるものとする（付属資料１）。
これらの緊急被ばく医療とは別に、周辺住民、原子力施設従事者及び防災業務関係者等の健康不安への中期的な対策としてメンタルヘルスに関する対策を実施することが重要である。なお、メンタルヘルス対策に関する詳細については、「原子力災害時におけるメンタ
ルヘルス対策について」（平成１４年１１月、原子力安全委員会）によるものとする。

緊急被ばく医療機関等
オフサイトセンター
初期被ばく医療機関等
原子力災害
対策本部

原子力災害
現地対策本部

災害対策本部※（医療グループ）

連携

助言

原子力災害
合同対策協議会（医療班）
派遣･技術的助言

避難所等
原子力施設
医療機関

緊急被ばく医療
派遣チーム
指導･助言

派遣

原子力事業者

二次被ばく医療機関
医療機関
連携

指導･助言
支援

原子力安全委員会

三次被ばく医療機関
放射線医学総合研究所
広島大学

協力

日本赤十字社支部
国公立･私立医療機関等※地方公共団体は、必要に応じ現地対策本部を設置する

図１ 原子力緊急事態の発生時における緊急被ばく医療体制－ 27 －

指導 助 言

技術的助言

地方公共団体

･

国

機
能
分
担

放
射
線
防
護
協
力
機
関

－ 28 －

付属資料

－ 29 －

目

次

付属資料１

防災指針に関連する指針及び報告書一覧

付属資料２

原子力安全委員会の活動に係る防災基本計画の抜粋

付属資料３

核燃料物質輸送に係る仮想的な事故評価について

付属資料４

ＥＰＺについての技術的側面からの検討

付属資料５

原災法に示される原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について（抜粋）付属資料６

原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について

付属資料７

防護対策指標について

付属資料８

屋内退避等の有効性について

付属資料９

防災業務関係者の放射線防護に係る指標について

付属資料１０ ＳＰＥＥＤＩネットワークシステムを用いた予測線量の算定について
付属資料１１ 空間放射線量率分布及び濃度分布の特徴
付属資料１２ 周辺住民等に対する安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策について
付属資料１３ ＩＡＥＡ文書において示された予防的措置範囲（ＰＡＺ）について
付属資料１４ 飲食物摂取制限に関する指標について
付属資料１５ 防災指針の制定及び改訂の経過－ 30 －

（付属資料１）
平成２０年１０月改訂時資料

防災指針に関連する指針及び報告書一覧

１．環境放射線モニタリング指針（平成２０年３月原子力安全委員会）

２．原子力緊急事態の解除を行う旨の公示等に係る技術的助言の基本的考え方について（平成１７年１０月原子力安全委員会原子力施設等防災専門部会）

３．緊急被ばく医療のあり方について（平成１３年６月原子力安全委員会原子力発電所等周辺防災対策専門部会）

４．原子力災害時における安定ヨウ素剤の予防服用の考え方について（平成１４年４月原子力安全委員会原子力施設等防災専門部会）

５．原子力災害時におけるメンタルヘルス対策のあり方について（平成１４年１１月原子力安全委員会）－ 31 －

（付属資料２）
防災基本計画（平成１９年３月）

原子力安全委員会の活動に係る防災基本計画の抜粋

第 10 編 原子力災害対策編○専門的・技術的事項については、原子力安全委員会が定めた防災指針「原子力施設等の防災対策について」等を十分に尊重するものとする。
○本編第１章から第３章の地域防災計画原子力災害対策編を策定すべき地域については、上記指針において示されている“原子力施設等を中心とした防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲”をめやすとして、その自然的、社会的周辺状況等を勘案して定めるものとする。

第１章 災害予防第２節 迅速かつ円滑な災害応急対策、災害復旧への備え
１ 情報の収集・連絡関係(3) 通信手段の確保○国及び都道府県は、緊急時における、国と都道府県、都道府県と市町村の連絡を円滑に行うための専用回線網の整備・維持に努めるものとする。また、国及び都道府県は、対策拠点施設と国〔官邸（内閣官房）、原子力安全委員会、文部科学省、経済産業省等〕、
都道府県及び市町村との間の専用回線網の整備・維持を図るものとする。
２ 災害応急体制の整備(3) 防災関係機関相互の連携体制の整備○国〔文部科学省、経済産業省、原子力安全委員会〕は、地方公共団体が地域防災計画を策定する上で災害想定をはじめとする支援を要請した場合には、その要請に応じ必要な支援を行うものとする。
(5) 原子力安全委員会緊急技術助言組織等の体制整備○原子力安全委員会は、緊急事態応急対策調査委員からなる緊急技術助言組織を設置し、緊急時にはあらかじめ定められた原子力安全委員会委員及び緊急事態応急対策調査委員を現地に派遣し、発災現場等の情報の収集・分析を行わせ、国、地方公共団体及び原子力事業者等が行う緊急事態応急対策に対し的確な技術的助言等を行えるよう必要な体制を整備するものとする。
－ 32 －

○原子力安全委員会は、安全規制担当省庁より特定事象発生の連絡を受けた場合、緊急技術助言組織の非常招集並びに原子力安全委員会委員及び緊急事態応急対策調査委員の
現地への派遣を迅速に行うために必要な連絡体制を整備するものとし、また、必要な移動手段等についてもあらかじめ定めておくものとする。
(7) 緊急時モニタリング体制の整備○地方公共団体は、緊急時における原子力施設からの放射性物質又は放射線の放出による周辺環境への影響の評価に資する観点から、国の技術的支援の下、平常時より環境放射線モニタリングを適切に実施するとともに、原子力安全委員会が定めた指針に基づき、緊急時モニタリング計画を策定し、モニタリングポストの整備・維持、モニタリング要員の確保等緊急時モニタリング体制の整備を図るものとする。

第４節 原子力防災に関する研究等の推進○国〔文部科学省、経済産業省、原子力安全委員会等〕は、研究機関等の行った原子力防災に関する研究の成果が防災体制の強化に資するよう、国及び地方公共団体等の防災機
関への情報提供等を推進するとともに、必要に応じ指針等の改訂等、防災施策への反映を行うものとする。

第５節 再発防止対策の実施○国〔文部科学省、経済産業省、原子力安全委員会〕及び原子力事業者は、原子力事業所
等において原子力災害が発生した場合、その原因の究明を行い、必要な再発防止対策を講じることにより、原子力災害発生の未然防止に努めるものとする。

第２章 災害応急対策
第１節 情報の収集・連絡、緊急事態体制及び通信の確保
１ 特定事象発生情報の連絡○安全規制担当省庁は、通報を受けた事象について、原子力緊急事態宣言を発出すべきか否かの判断を直ちに行い、事象の概要、事象の今後の進展の見通し等事故情報等について官邸(内閣官房）、原子力安全委員会、文部科学省、内閣府、関係地方公共団体及び関係都道府県の警察本部に連絡するものとする。
２ 応急対策活動情報の連絡(1) 特定事象発生後の応急対策活動情報、被害情報等の連絡○安全規制担当省庁は、官邸(内閣官房）、原子力安全委員会、文部科学省、内閣府、関係
地方公共団体との間において、原子力事業者及び地方公共団体から連絡を受けた事項、－ 33 －

自ら行う応急対策活動状況等を随時連絡するなど相互の連絡を密にするものとする。

第２節 活動体制の確立
２ 指定行政機関等の活動体制(2) 原子力緊急事態宣言発出後の対応○原子力災害対策本部長は、指定行政機関への必要な指示、緊急事態応急対策の総合調整、防衛大臣に対する自衛隊の部隊等の派遣要請、原子力安全委員会に対する助言要請等を行うものとする。
○原子力災害合同対策協議会の会合においては、必要に応じ、原子力安全委員会、放射線医学総合研究所、日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構等の専門家を出席させ、その知見を十分に活用するよう努めるものとする。
３ 原子力安全委員会緊急技術助言組織等の活動○原子力安全委員会は、安全規制担当省庁より特定事象発生の通報の報告を受けた場合、直ちに緊急技術助言組織を招集するとともに、あらかじめ指定された原子力安全委員会
委員及び緊急事態応急対策調査委員を現地へ派遣するものとする。
○現地に派遣された原子力安全委員会委員及び緊急事態応急対策調査委員は、安全規制担
当省庁、地方公共団体及び原子力事業者等の協力の下、発災現場の情報の収集・分析等を行うとともに、現地対策本部、地方公共団体、原子力事業者等が行う緊急事態応急対策に対し必要な技術的助言等を行うものとする。
○原子力安全委員会は、現地に派遣された原子力安全委員会委員及び緊急事態応急対策調査委員からの調査報告又は意見を踏まえ、原子力災害対策本部長に対し緊急事態応急対策実施区域の変更、原子力緊急事態解除宣言その他緊急事態応急対策に関する技術的助言等を行うものとする。
７ 防災業務関係者の安全確保○防災業務関係者の被ばく防護については、原子力安全委員会が定めた指針の防護指標に基づき行うものとする。
○国、地方公共団体及び原子力事業者は、緊急事態応急対策を行う防災業務関係者の安全確保のため、現地に派遣された原子力安全委員会委員、緊急事態応急対策調査委員等の助言も求めつつ、原子力災害合同対策協議会等の場を活用して相互に密接な情報交換を行うものとする。

－ 34 －

第３節 屋内退避、避難収容等の防護活動
１ 屋内退避、避難誘導等の防護活動の実施○内閣総理大臣は、原子力緊急事態宣言を発出するとともに、人命の安全を第一に、原子力安全委員会が定めた指針を踏まえ、地方公共団体が行う屋内退避又は避難のための立
ち退きの勧告又は指示、安定ヨウ素剤の予防服用等の緊急事態応急対策の実施について、指導、助言又は指示するものとする。また、その後原子力災害対策本部長は、緊急事態の状況に応じ、必要な指示等を地方公共団体に対し行うものとする。
２ 避難場所(2) 避難場所の運営管理○地方公共団体は、原子力安全委員会が定めた指針を踏まえ、安定ヨウ素剤の予防服用の効果、服用対象者、禁忌等について避難者へパンフレツト等により説明するとともに、安定ヨウ素剤の準備を行うものとする。
３ 安定ヨウ素剤の予防服用○地方公共団体は、原子力安全委員会が定めた指針を踏まえ、安定ヨウ素剤の予防服用に係る防護対策の指標を超える放射性ヨウ素の放出又はそのおそれがある場合には直ちに服用対象の避難者等が安定ヨウ素剤を服用できるよう、服用するべき時機の指示、その他の必要な措置を講じるものとする。
５ 飲食物の摂取制限○地方公共団体は、原子力安全委員会が定めた指針を踏まえた国の指導・助言及び指示に基づき、代替飲食物の供給等に配慮しつつ、汚染食料品の出荷規制、飲食物の摂取制限等を実施するものとする。

第３章 災害復旧○内閣総理大臣は、緊急時モニタリングの結果等を勘案して、原子力災害の拡大の防止を図るための応急対策を実施する必要がなくなったと認めるときは、速やかに、原子力安全委員会の意見を聴いて、原子力緊急事態解除宣言を行い、原子力災害対策本部を廃止するものとする。
○原子力安全委員会は、緊急事態応急対策調査委員からの報告を踏まえ、原子力災害対策
本部長に対して、原子力緊急事態解除宣言について、意見を述べるものとする。
○地方公共団体は、環境モニタリング等による地域の調査、国が派遣する専門家、原子力安全委員会緊急事態応急対策調査委員等の判断等を踏まえ、各種制限措置の解除を行う
ものとする。

－ 35 －

（付属資料３）
第４回技術指標ＷＧ（平成１２年３月２３日）
技ＷＧ資料３－３別紙３に基づく

核燃料物質等の輸送に係る仮想的な事故評価について

１．想定する輸送物
仮想的な事故評価において対象とする輸送物は、原子炉等規制法における規定に基づき区分された輸送容器のうち、輸送容器内の放射能量等が多いＢ型輸送物及びＢ型に次いで一定の放射能量を収納するＡ型輸送物とする。
○Ｂ型輸送物の例：使用済燃料、ＭＯＸ燃料、高レベルガラス固化体○Ａ型輸送物の例：新燃料、濃縮ＵＯ２、濃縮ＵＦ６、天然ＵＦ６○Ｌ型輸送物の例：低レベル廃棄物○IP型輸送物の例：低レベル廃棄物（六ヶ所埋設）、再処理後回収ウラン
２．想定事象及び一般公衆への影響
想定事象としては、衝突事故、火災事故、落下事故等により遮へい性能及び密封性能が劣化するような事象とする。臨界事故については、①輸送中、核燃料物質等は輸送容器に収納されているため、原子力施設のように人為的な操作等が介在しないこと、②特別の試験条件を超える条件でも容器の水密性は維持されるが、仮に浸水したとしても未臨界性は確保されることから対象としない。
なお、濃縮ＵＦ６の輸送物については浸水を考慮した評価は行われていないが、①特別の試験条件を超える条件でも耐圧性能を有していること、②８００℃、４時間の耐火性能を有していること、③現状の輸送経路中、最も高い７６ｍの高架から落下した場合でも、特別の試験条件に包絡されることから、輸送容器の水密性は維持され、未臨界性は確保されると考えられる。
(1) Ｂ型輸送物①想定事象イ）遮へい性能の劣化
使用済燃料輸送物が特別の試験条件である800℃、30分を超えるような火災に遭遇
し、中性子遮へい材が全損（特別の試験条件下では半損）することを想定
ロ）密封性能の劣化
使用済燃料輸送物が特別の試験条件である非降伏面、９ｍ落下を超える衝撃を受け、燃料被覆管が100％破損することにより輸送容器からガス状放射性物質が放出することを想定（風速１m/s、大気安定度Ｆ）②一般公衆への影響
イ）遮へい性能の劣化
表面から１ｍで約4.5mSv/h、半径15ｍの距離で約0.25mSv/h（10mSvに達するまでに約40時間）、半径50ｍの距離で約20μSv/h。
原子力緊急事態に至る遮へい性能の劣化（表面から１ｍで10mSv/h）があった場合には、半径15ｍの距離で10時間で５mSv程度。
ロ）密封性能の劣化
半径15ｍの距離で約16μSv/h（10mSvに達するまでに約26日）、半径50ｍの距離で－ 36 －

約５μSv/h。
原子力緊急事態に至る放射性物質の漏えいがあった場合は、半径15ｍの距離で約５mSv以下（特別の試験条件下での許容値である漏えい率Ａ２値/weekで10時間放出）。
③防護対策イ）遮へい性能の劣化
ロープ等を用いて半径15ｍの範囲を立入禁止区域とし、土嚢等で遮へい対策をする。
ロ）密封性能の劣化
ロープ等を用いて半径15ｍの範囲を立入禁止区域とし、シート等により拡散防止対策をする。
(2) Ａ型輸送物①想定事象イ）遮へい性能の劣化Ａ型輸送物の収納物自体は新燃料等の低線量放射性物質であるため想定しない。
（収納物表面で20～50μSv）
ロ）密封性能の劣化
天然ＵＦ６輸送物が800℃、30分を超えるような火災に遭遇し、耐火保護カバーが劣化して、収納物が放出することを想定②一般公衆への影響
イ）密封性能の劣化
距離に依存せず100μSv以下③防護対策イ）密封性能の劣化
初期消火後、ロープ等を用いて半径15ｍの範囲を立入禁止区域とし、シート等により漏えい防止対策をする。
３．想定事象に対する評価結果
対象輸送物に法令の基準を超える事象を想定しても、輸送経路周辺の一般公衆の被ばく線
量が10mSvに達するまでにかなりの時間的余裕があること、対象輸送物は隊列輸送が行われており多人数の輸送隊で構成されていること等を考慮すれば、この間に事業者による立入禁止区域の設定、汚染・漏えい拡大防止対策及び遮へい対策等が迅速かつ的確に行われることにより、原子力災害対策特別措置法の原子力緊急事態に至る可能性は極めて低いと考えられる。
また、仮に原子力緊急事態に至る遮へい劣化又は放射性物質の漏えいがあった場合に、一般公衆が半径15ｍの距離に10時間滞在した場合においても、被ばく線量は５mSv程度であり、事故の際に対応すべき範囲として一般公衆の被ばくの観点から半径15ｍ程度を確保することにより、防災対策は十分可能であると考える。

－ 37 －

（付属資料４）
第３８回原子力発電所等周辺防災対策専門部会（平成１２年３月２８日）
資料３８－２に基づく

ＥＰＺについての技術的側面からの検討「第３章 防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲」において、防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲（ＥＰＺ）として、各原子力施設の種類毎に、施設を中心とした距離のめやすを示し、具体的な防災計画を作成する地域については、これを基準に人口分布、行政区域、地勢等を考慮して定めることを提案した。
このめやすの距離を提案するために、技術的側面においては原子力施設からの距離と周辺住民等の被ばくの低減のために必要な措置をとるための判断に用いる指標線量との関連を検討した。

Ⅰ 原子力発電所等のＥＰＺについて（昭和５５年６月に検討されたものであるが、今回の事故等を踏まえても変更の必要はないものと考える。）
１．第１図及び第２図に、昭和52年６月14日原子力委員会が決定した「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（本指針については、昭和55年10月の原子力安全委員会発足に伴い原子力安全委員会が引き継ぐ）における基本拡散式から求められた線量の相対値対
風下軸上距離の関係を、それぞれ外部全身被ばくと小児甲状腺被ばくについてまとめたものを示す。
両図は、最も高い線量を与えることとなる地表面放出、Ｆ型の大気安定度において放出源から500ｍの距離における線量を１とした場合の放出源から風下方向への距離による線量の低減割合を示すものである。ケーススタディとして両図には、最も拡散しにくい型の
大気安定度Ｆ型と最も拡散しやすい型の大気安定度Ａ型の両方の拡散傾向について地表面
放出と地上高100ｍ放出を選び示した。
なお、風速は１m/sとした。

－ 38 －

－ 39 －

F
－ 40 －

２．第３図から第６図までに沸騰水型原子力発電所（ＢＷＲ）及び加圧水型原子力発電所（ＰＷＲ）についての線量と風下距離の関係を示す。
これらの図を求めるに当たって放出条件としての放出高さはＢＷＲは100ｍ、ＰＷＲは60ｍとし、放出継続時間は24時間とした。気象条件については、厳しい条件を用いるとの観点から原子力発電所サイトの気象観測資料をもとに各サイトの各方位毎の24時間毎の年間の相対濃度を算出し、各相対濃度を小さい順番に累積し、その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度を与える24時間以内の気象条件を選定した。
この放出条件及び気象条件を用い、ＢＷＲ及びＰＷＲ別に単位放出率当りの最大線量と距離との関連を求め、放出源から８km及び10kmの距離において防護対策指標の下限値（外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv）となる希ガス及びヨウ素の放出量を求めた。
したがって、これらの図に示される線量と距離の関係を示す拡散条件のパターンは、現
実にはめったに遭遇しない厳しいもの（線量を高めに与えるもの）であることに留意すべきである。
(1) 第３図は、ＢＷＲ発電所の拡散条件において放出源から10kmの距離で防護対策指標の下限値（外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv）となる希ガス及びヨウ素の放出量を示したものである。
(2) 第４図は、第３図と同様なものを放出源から８kmの距離について示したものである。
(3) 第５図は、ＰＷＲ発電所の拡散条件において放出源から10kmの距離で防護対策指標の下限値（外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv）となる希ガス及びヨウ素の放出量を示したものである。
(4) 第６図は、第５図と同様なものを放出源から８kmの距離について示したものである。

これらの結果は、放出源から８km及び10kmの区域の外側において屋内退避を必要とする
ような放出量は、炉内内蔵量に対して希ガス100％及びヨウ素50％が格納容器内に放出された際、格納容器から環境中に放出される量を相当に上廻る大きさでなければならないこと、
また、その際８kmと10kmとで対応する放出量に顕著な差はないことを示している。

－ 41 －

－ 42 －

－ 43 －

－ 44 －

－ 45 －

３．昭和54年３月28日に発生した米国のスリーマイルアイランド原子力発電所の事故は、現在までの軽水型原子力発電所の事故としては、最悪のものとされ、緊急時対策が講じられた例である。実際には、周辺公衆の個人の最大線量は、ＴＭＩ敷地に最も近い居住区域において事故期間中屋外に連続的に居続けたと仮定して、外部全身最大線量100mrem（１mSv）
以下と推定されている。
この事故の全期間中に放出されたとされている希ガスの全量は、1.8×10６Ｃi(6.7×10１６Ｂq)(ガンマ線0.5MeV換算値)(ロゴビン報告（NUREG／CR－1250）)とされているが、この放出量の大部分は事故発生後７日間にわたり放出された。ここでは、この放出量と同じ量の希ガスが、１日間で連続的に放出され、かつ、前述のＰＷＲ型発電所で用いた現実にはめったに遭遇しない線量を高めに与える気象条件を使用
して解析を行うと、外部全身線量は、10 km地点で７mSv程度、８km地点で ９mSv程度となり、当該区域の外側では、退避措置が必要となるような事態に至ることはないものと考えられる。
なお、ＴＭＩ事故で、環境へ放出された放射性物質は、大部分が放射性希ガスであり、放射性ヨウ素は、殆んど施設内に止まっていた。

４．昭和61年４月26日に発生した旧ソ連のチェルノブイル原子力発電所の事故においては大量の放射性物質が環境中に放出され、このため周囲30kmにわたって住民の避難が行われた。
この放射性物質の大量放出は、事故発生直後に原子炉の上部構造、建屋等が重大な損傷を受け、この結果、放射能の「閉じ込め機能」が事実上完全に失われたことに加え、炉心の黒鉛が燃焼し、火災となって放射性物質の高空への吹上が生じて発生したものである。
この事故は日本の原子炉とは安全設計の思想が異なり、固有の安全性が十分ではなかった原子炉施設で発生した事故であるため、我が国でこれと同様の事態になることは極めて考えがたいことであり、我が国のＥＰＺの考え方については基本的に変更する必要はないと考える。

（参考資料）
ソ連原子力発電所事故調査報告書（昭和62年５月28日 原子力安全委員会ソ連原子力発電所事故調査特別委員会）- 46 -

Ⅱ 試験研究炉のＥＰＺについて
１．第７図から第10図までに、試験研究炉についての、外部全身線量（γ線）10mSv又は小児
甲状腺の等価線量（ヨウ素）100mSvを与える放射性物質の放出量と風下距離の関係を示す。
これらの図を求めるに際し、放出高さは設置許可申請書を基にし、放出継続時間は、閉
じ込め機能との関連から、低出力炉（熱出力500kW未満）用としては１時間、中・高出力炉（熱出力500kW以上）用としては24時間とした。気象条件は、代表的に日本原子力研究所東海研究所又は大洗研究所の気象観測資料をもとに、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和57年原子力安全委員会決定）を適用し、各方位毎の各距離毎の相対濃度を算出し小さい順番に累積して、その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度を与える気象条件を選定した。したがって、この気象条件は現実にはめったに遭遇しない厳しいものである。
この放出条件及び気象条件を用い、低出力炉及び中・高出力炉別に外部全身線量 10mSv
又は小児甲状腺の等価線量100mSvを与える放射性物質の放出量と距離との関連を求めた。
(1) 第７～８図は、中・高出力炉用の放出継続時間（24時間）において、防護対策指標の下限値（外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv）となる希ガス及びヨウ素の放出量を、放出高さ（20～80ｍ）をパラメータとして示したものである。
(2) 第９～10図は、低出力炉用の放出継続時間（１時間）において、防護対策指標の下限
値（外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv）となる希ガス及びヨウ素の放出量を放出高さ（0～10ｍ）をパラメータとして示したものである。
これらの結果は、ＥＰＺの外側において実効線量が10mSvとなるような放出量は、安全審査における立地評価のための最大想定事故等の際に環境中に放出される量を相当程度に上回る大きさでなければならないことを示しており、熱出力毎に設定したＥＰＺについて、それぞれ十分な余裕を持って設定されていることを確認した。
また、特殊な試験条件等を有する施設である日本原子力研究所（東海）のＪＲＲ－４（濃縮ウラン軽水減速冷却スイミングプール型試験研究炉）、日本原子力研究所（大洗）のＨ
ＴＴＲ（低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料黒鉛減速ヘリウムガス冷却型高温工学試験炉）、
日本原子力研究所（東海）のＦＣＡ（濃縮ウラン・プルトニウム燃料水平二分割型高速炉
臨界実験装置）、㈱東芝のＮＣＡ（低濃縮ウラン軽水減速非均質型臨界実験装置）については、個別に検討を行いＥＰＺを設定した。

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- 48 -

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Ⅲ 再処理施設のＥＰＺについて（平成６年８月に検討したものであるが、今回の事故等を踏まえても変更の必要はないものと考える。なお詳細については「再処理施設周辺の防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲について」（平成６年原子力安全委員会了承）による。）
再処理施設の万一の事故を想定すると、放射性エアロゾルの放出を念頭にいれておく必要があるが、ＥＰＺの検討に当たっては、エアロゾルについても「発電用原子炉施設の安全解
析に関する気象指針」（昭和57年原子力安全委員会決定）の拡散式を適用できると考えられる。
第11図に、六ヶ所再処理施設について試算した線量と風下距離の関係を示す。
これらの図を求めるに当たって放出条件としての放出高さは150ｍとし、放出継続時間は24時間とした。気象条件については、厳しい条件を用いるとの観点から、サイトの気象観測
資料をもとに、各方位の24時間ごとの相対濃度を１年間に亘って算出し、各方位において相対濃度を小さい順番に累積し、その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度のうち最大相対濃度を与える24時間の気象条件を選定した。
この放出条件及び気象条件を用い、主要な核種を全て包絡するとの観点から、溶解槽における臨界の場合に放出されると評価される核種を対象に、放出源から５kmの地点において、実効線量が10mＳvとなる放射性物質の放出量を、それぞれの核種の単独放出を仮定して求めた。得られた放出量を第11図に併せて示す。
計算に当たっては、特に臨界事故の場合にその放出放射性物質の大部分を占める極短半減期核種の、風下方向への時間減退による効果を無視している。
したがって、実際には、遠方になるに従い実効線量がより小さくなる。
万一の事故時においては、これらの核種が事故の形態に応じた割合で放出されることになるが、この計算の結果は、極めて大量の放出量を想定しなければ５kmの地点において実効線
量が10mSvになることはないことを示しており、例えば臨界事故の場合においては、硝酸ガ
ドリニウム溶液の注入等の事故拡大防止対策がなんらないまま、10２０fissionsを相当に上回るような事故規模にならなければこのような事態に至ることがないことを示している。

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30- 53 -

Ⅳ 核燃料施設等のＥＰＺについて
核燃料施設等(加工施設、臨界量以上の核燃料物質を使用する使用施設、廃棄施設)については、放射性エアロゾルの放出を念頭にいれておく必要があるが、これについては再処理施設に係るＥＰＺの考え方が参考となる。また、ＥＰＺの妥当性を検証するために念のため臨界事故についても考慮することとするが、これらの施設で臨界事故の発生の可能性を直ちに示すものではない。
これらの考え方を踏まえ、核燃料施設等のＥＰＺについて施設の特質等に着目して検討を行った。
１．第12～13図に、核燃料施設等についての、実効線量と風下距離の関係を示す。
これらの図を求めるに当たっての放出条件としての放出高さは地上放出（０ｍ）とし、放出継続時間は１時間とした。気象条件は、代表的に日本原子力研究所東海研究所の気象観測資料をもとに、各距離毎に、方位毎の毎時刻の相対濃度を１年間にわたって算出し小さい順番に累積して、その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度のうち最大の濃度を与える気象条件を選定した。
この放出条件及び気象条件を用い、代表的な核種として、濃縮度５％のウラン及びプル
トニウムについて、放出源から500ｍ及び50ｍの距離において実効線量が10mSvとなる放出量を求めた。
これらの拡散条件のパターンは試験研究炉の場合と同様、現実にはめったに遭遇しない
厳しいものである。
(1) 第12図は、濃縮度５％ウラン及びプルトニウムについて、500ｍの地点で実効線量10
mSvとなる放出量を示したものであり、濃縮度５％ウランの場合は15kgＵ、プルトニウ
ムの場合は260mgPuとなる。
(2) 第13図は、濃縮度５％ウラン及びプルトニウムについて、50ｍの地点で実効線量10mSvとなる放出量を示したものであり、濃縮度５％ウランの場合は280gＵ、プルトニウムの場合は4.7mgPuとなる。
これらの結果は、ＥＰＺの外側において実効線量が10mSvとなるような放射性物質の放出
量は、安全審査における立地評価のための最大想定事故等の際に環境中に放出される量を相当程度に上回る量でなければならないことを示している。

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- 56 -

２． 第14～15図に、仮想的な臨界事故の影響の評価を示す。
これらの図を求めるに当たって使用した条件は以下のとおりである。
○臨界事故の規模・態様
１９・ 総核分裂数：10

個：ＪＣＯ東海事業所臨界事故の規模（2.5×10１８Fission）を上回るものであり、また米国においても臨界事故の影響を検証する際に用いられているものである（NRC Regulatory Guide 3.34及び3.35）。濃縮度５％ウランの溶液系で発生したと仮定
して、線源は臨界質量の体積である75リットル（60kgU）の球形とし、時間分布は初期バ
１８
ーストが0.5秒間に1.0×10 個、その後10分間隔で 1.9×1017個の核分裂反応が４７回発

生して、８時間継続するものとする（NRC Regulatory Guide3.34の条件を使用）。
○施設からの放射線による被ばく
・考慮する被ばく：核分裂反応による中性子線、γ線、これらにより発生する二次γ線について１cm線量を一次元Ｓｎ計算コードＡＮＩＳＮで計算し求めた。
・遮へい・減衰条件：ウラン溶液、臨界事故が発生した設備等（ステンレス鋼厚さ３mmと設定）、施設内外の構造物等（施設遮へいだけでなく、周辺構造物等の効果も含め、コンクリート厚さ30cm相当と設定）、空気中に含まれる平均的な水蒸気（１ｍ３当たり15g）による遮へい・減衰を考慮した。
○施設から放出される放射性プルームによる被ばく
・考慮する被ばく：核分裂生成物のうち、希ガス100％、ヨウ素25％が８時間のうちに放出されると仮定する（同NRC Regulatory Guide 3.34）。
・放出条件：放出高さは地上放出（０ｍ）とした。建屋内の換気率等を考慮して、施設から放出されるまでの時間を10分間と設定し、その間の減衰を考慮した。
・気象条件：代表事例として、放射性物質の放出計算と同様、日本原子力研究所東海研究所（茨城県東海村）の累積出現頻度97％を用いた。また、地上放出であるため、建屋等の風下方向の投影面積（代表例として1,000㎡の矩形と設定）による補正を行った。
(1) 第14図は、施設からの放射線による外部全身線量と距離の関係を示したものである。
(2) 第15図は、施設からの放出された希ガス及びヨウ素による外部全身線量及び小児甲状腺の等価線量を示したものである。

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- 59 -

これらの結果は、施設から風下距離500mにおいて、外部全身線量についての防護対策指標の下限値である10mSvを下回るが、小児甲状腺の等価線量についての防護対策指標の下限値である100mSvを計算上は超え、120mSv程度となることを示している。
しかしながら、これらの結果を求めるに当たっては、臨界事故の規模を総核分裂数1.0
×10１９個とし、施設から放出される放射性プルームによる被ばく量の計算では、核分裂生成物のうちヨウ素25%が放出されると仮定するなど十分な余裕を持った仮想的な臨界事故を仮定している。
よって、ICRP1990年勧告の取り入れを踏まえても、従来の加工施設等のＥＰＺのめやすの距離である500mは、十分な余裕を持って定められた距離であり、変更の必要はないものと考える。
なお、ＪＣＯ東海事業所臨界事故では、核分裂総数2.5×10１８個、核分裂生成物のうちヨウ素5%以下が施設内に放出された。
廃棄施設においては、臨界事故の発生の可能性は考えられない。

３．平成11年９月30日に発生したＪＣＯ東海事業所臨界事故は、我が国で初めて周辺住民の避難や屋内退避等の対策が講じられた事故である。
この臨界事故は、濃縮度18.8％の硝酸ウラニル溶液16.6kgＵを形状管理されていない沈殿槽に注入した結果発生したものであり、この臨界による総核分裂数は2.5×10１８個と評価されている。
この事故による周辺環境の影響について、大気中に放出された放射性物質（希ガス及びヨウ素）による影響は、周辺環境の中で最も大きな線量となる地点の実効線量が0.1mSv程度と評価されており、また、臨界反応により生じた中性子線、ガンマ線による放射線量が、臨界反応収束までの約20時間の積算で、80ｍの地点で92mSv、200ｍの地点で7.9mSv、500ｍの地点で0.29mSvと評価されている。このことから、実際の臨界事故の際には、周辺環境の建屋等が大きな遮へい効果を有し、上記の計算結果以上に距離による低減が期待できると考えられる。
なお、この事故では、核分裂によって生成した希ガス及びヨウ素は、環境にはほとんど放出されず（希ガス約8×10１２Bq/h、ヨウ素約1×10１１Bq/h）、沈殿槽のほか施設内に止まっていたと推定されている。

（参考資料）
ウラン加工工場臨界事故調査委員会報告（平成11年12月24日 原子力安全委員会ウラン加工工場臨界事故調査委員会）- 60 -Ⅴ ＥＰＺに係るその他の検討事項(1) 最低限のＥＰＺの考え方
ＥＰＺ検討の対象とした施設には、災害に至るような異常事象がほとんど考えられず、
屋内退避等の住民の防護措置を必要とするような範囲をあえて想定することが困難な施設もあるが、このような施設においても、防災対策の実施面の観点からは、念のため、ある程度の裕度を持ってあらかじめ対策を準備しておくことが重要と考えられることから、その範囲としては50ｍ程度が適当とした。

(2) 施設敷地内にＥＰＺが包含される場合等の防災対策の考え方
施設のＥＰＺが事業所敷地内に包含される場合、当該施設の事故により、事業所外で屋内退避を必要とするような被ばくが生じることは基本的には考えられない。
したがって、その場合、当該施設に係る事業所外での対応については、発生した事故の通報連絡、住民広報等の措置を準備しておけば十分と考えられ、住民に対する防護措置や緊急時医療等の準備を講じておく必要はないと考えられる。また、緊急時モニタリングについては、住民の防護措置の検討という観点以外に、周辺環境への影響の確認の要素もあるため、ある程度の体制を準備しておくことも必要であると考えられる。
また、ＥＰＺ内に住民等が居住しないことが明らかな場合には、同様の考え方が適用できる。

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（付属資料５）

原災法に示される原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について（抜粋）１．原子力施設等の異常時の通報基準
原子力災害対策特別措置法（最終改正：平成１６年１２月３日）抜粋（原子力防災管理者の通報義務等）
第十条

原子力防災管理者は、原子力事業所の区域の境界付近において政令で定める基準

以上の放射線量が政令で定めるところにより検出されたことその他の政令で定める事象の発生について通報を受け、又は自ら発見したときは、直ちに、主務省令及び原子力事業者防災業務計画の定めるところにより、その旨を主務大臣、所在都道府県知事、所在市町村長及び関係隣接都道府県知事（事業所外運搬に係る事象の発生の場合にあっては、主務大臣並びに当該事象が発生した場所を管轄する都道府県知事及び市町村長）に通報しなければならない。この場合において、所在都道府県知事及び関係
隣接都道府県知事は、関係周辺市町村長にその旨を通報するものとする。
２

前項前段の規定により通報を受けた都道府県知事又は市町村長は、政令で定めるところにより、主務大臣に対し、その事態の把握のため専門的知識を有する職員の派遣を要請することができる。この場合において、主務大臣は、適任と認める職員を派遣しなければならない。

原子力災害対策特別措置法施行令（最終改正：平成１６年３月２４日）抜粋（通報すべき事象）
第四条

法第十条第一項の政令で定める基準は、一時間当たり五マイクロシーベルトの放射線量とする。
２

法第十条第一項の規定による放射線量の検出は、法第十一条第一項の規定により設置された放射線測定設備の一又は二以上について、それぞれ単位時間（二分以内のものに限る。
）ごとのガンマ線の放射線量を測定し一時間当たりの数値に換算して得た数値が、前項の放射線量以上のものとなっているかどうかを点検することにより行うものとする。ただし、次の各号のいずれかに該当する場合は、当該数値は検出されなかったものとみなす。
一

当該数値が一地点のみにおいて検出された場合（検出された時間が十分間未満であるときに限る。
）

二

当該数値が落雷の時に検出された場合- 62 -

３

前項の定めるところにより検出された放射線量が法第十一条第一項の規定により設置された放射線測定設備のすべてについて第一項の放射線量を下回っている場合
において、当該放射線測定設備の一又は二以上についての数値が一時間当たり一マ
イクロシーベルト以上であるときは、法第十条第一項の規定による放射線量の検出は、前項の規定にかかわらず、同項の定めるところにより検出された当該各放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において主務省令で定めるところにより測定した中性子線の放射線量とを合計することにより行うも
のとする。

４

法第十条第一項の政令で定める事象は、次の各号のいずれかに掲げるものとする。
一第一項に規定する基準以上の放射線量が第二項又は前項の定めるところにより検出されたこと。

二

当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒、排水口その他これらに類する場所において、当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場
合におけるその放射能水準が第一項に規定する放射線量に相当するものとして主
務省令で定める基準以上の放射性物質が主務省令で定めるところにより検出されたこと。

三

当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域（その内部において業務に従事する者の被ばく放射線量の管理を行うべき区域として主務省令で定める区域をいう。
）外の場所（前号に規定する場所を除く。
）において、次に掲げる放射線量又は放射性物質が主務省令で定めるところにより検出されたこと。

イ 一時間当たり五十マイクロシーベルト以上の放射線量ロ

当該場所におけるその放射能水準が一時間当たり五マイクロシーベルトの放射線量に相当するものとして主務省令で定める基準以上の放射性物質

四事業所外運搬に使用する容器から一メートル離れた場所において、一時間当たり百マイクロシーベルト以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出さ
れたこと。

五

前各号に掲げるもののほか、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和三十二年法律第百六十六号）第二十三条第一項第一号に掲げる原子炉（第六条第四項第四号において「実用発電用原子炉」という。
）の運転を通常の中性子吸収材の挿入により停止することができないことその他の原子炉の運転等のための施設又は事業所外運搬に使用する容器の特性ごとに原子力緊急事態に至る可能性のある事象として主務省令で定めるもの

六前各号に掲げるもののほか、第六条第四項第三号又は第四号に掲げる事象- 63 -

原子力災害対策特別措置法施行規則（最終改正：平成１５年１２月２５日）抜粋（通報すべき事象）
第六条

令第四条第四項第二号の主務省令で定める基準及び同号の規定による放射性物質の検出は、加工事業者、原子炉設置者、貯蔵事業者、廃棄事業者又は使用者にあっては、次の表の上欄に掲げる場合に応じ、基準についてはそれぞれ同表の中欄に掲げるものとし、検出についてはそれぞれ同表の下欄に掲げるところによるものとする。
一 検出された イ 濃度の測定により管理すべき空気中の放射 イの値を十分間以上継放射性物質の種 性物質にあっては、放射性物質の種類に応じた空 続して検出すること。
類が明らかで、か 気中濃度限度を排気筒その他これらに類する場
つ、一種類の放射 所における一秒間当たりの放出風量で除して得性物質である場 た値に、当該放射性物質が放出される地点の特性
合に係る別表に基づく係数を乗じて得た値
ロ 放射能の測定により管理すべき空気中の放 ロの値を累積（原子炉の射性物質にあっては、放射性物質の種類に応じた 運転等のための施設の
空気中濃度限度に、当該放射性物質が放出される 通常の運転状態におけ地点の特性に係る別表に基づく係数を乗じて得 る放射性物質の放出にた値
よる累積を除く。
）して検出すること。
ハ 水中の放射性物質にあっては、放射性物質の ハの値を十分間以上継種類に応じた水中濃度限度に五十を乗じて得た 続して検出すること。
値
二 検出された イ 濃度の測定により管理すべき空気中の放射 イの値を十分間以上継放射性物質の種 性物質にあっては、それらの放射性物質の濃度の 続して検出すること。
類が明らかで、か それぞれその放射性物質の濃度についての前号
つ、二種類以上の イの規定により得られた値に対する割合の和が放射性物質があ 一となるようなそれらの放射性物質の濃度る場合
ロ 放射能の測定により管理すべき空気中の放 ロの値を累積（原子炉の射性物質にあっては、それらの放射性物質の放射 運転等のための施設の能のそれぞれその放射性物質の放射能について 通常の運転状態におけの前号ロの規定により得られた値に対する割合 る放射性物質の放出にの和が一となるようなそれらの放射性物質の放 よる累積を除く。
）して射能の値検出すること。
ハ 水中の放射性物質にあっては、それらの放射 ハの値を十分間以上継性物質の濃度のそれぞれその放射性物質の濃度 続して検出すること。
についての前号ハの規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度- 64 -

三 検出された
放射性物質の種類が明らかでない場合

イ 濃度の測定により管理すべき空気中の放射 イの値を十分間以上継性物質にあっては、空気中濃度限度（当該空気中 続して検出すること。
に含まれていないことが明らかである放射性物
質の種類に係るものを除く。
）を排気筒その他これらに類する場所における一秒間当たりの放出
風量で除して得た値のうち、最も低いものに、当該放射性物質が放出される地点の特性に係る別表に基づく係数を乗じて得た値
ロ 放射能の測定により管理すべき空気中の放 ロの値を累積（原子炉の射性物質にあっては、空気中濃度限度（当該空気 運転等のための施設の中に含まれていないことが明らかである放射性 通常の運転状態におけ物質の種類に係るものを除く。
）のうち、最も低 る放射性物質の放出にいものに、当該放射性物質が放出される地点の特 よる累積を除く。
）して性に係る別表に基づく係数を乗じて得た値
検出すること。
ハ 水中の放射性物質にあっては、水中濃度限度 ハの値を十分間以上継（当該水中に含まれていないことが明らかであ 続して検出すること。
る放射性物質の種類に係るものを除く。
）のうち、最も低いものに五十を乗じて得た値

２

令第四条第四項第二号の主務省令で定める基準及び同号の規定による放射性物質の検出は、再処理事業者にあっては、空気中の放射性物質については前項の規定によるものとし、水中の放射性物質については当該放射性物質による実効線量が五十マイクロシーベルトとなる値を、一回の海洋放出中に検出することとする。

第七条

令第四条第四項第三号に規定する区域は、次の表の上欄に掲げる原子力事業者の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げる区域とする。

加工事業者 核燃料物質の加工の事業に関する規則第一条第二項第二号に規定する管理区域
原子炉設置 規制法第二十三条第一項第一号に掲げる原子炉の設置の許可を受けた者にあっ者ては実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第一条第二項第四号に、規制法第二十三条第一項第四号に掲げる原子炉の設置の許可を受けた者にあっては研究開発段階にある発電の用に供する原子炉の設置、運転等に関する規則第二条第二項第四号に、それ以外の者にあっては試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第一条の二第四号に規定する管理区域
貯蔵事業者 使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則第一条第二項第二号に規定する管理区域
再処理事業 使用済燃料の再処理の事業に関する規則（昭和四十六年総理府令第十号）第一者
条第二項第二号に規定する管理区域- 65 -

廃棄事業者 規制法第五十一条の二第一項第一号の規定に基づく廃棄物埋設の許可を受けた者にあっては核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄物埋設の事業に関する規則第一条第二項第三号に、規制法第五十一条の二第一項第二号の規定に基づく廃棄物管理の許可を受けた者にあっては核燃料物質又は核燃料
物質によつて汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則第一条第二項第三号に規定する管理区域
使用者

核燃料物質の使用等に関する規則第一条第二号に規定する管理区域

２

令第四条第四項第三号ロの主務省令で定める基準は、空気中の放射性物質の濃度について、次に掲げる放射能水準とする。
一

検出された放射性物質の種類が明らかで、かつ、一種類である場合にあっては、
放射性物質の種類に応じた空気中濃度限度に五十を乗じて得た値

二検出された放射性物質の種類が明らかで、かつ、二種類以上の放射性物質がある場合にあっては、それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度三検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては、空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち、最も低いものに五十を乗じて得た値

３

令第四条第四項第三号の規定による放射線量又は放射性物質の検出は、次に定めるところによるものとする。
一

放射線量については、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、令第四条第四項第三号イの放射線量の水準を十分間以上継続して検出すること。

二

放射性物質については、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、前項の規定に基づく放射性物質の濃度の水準を検出すること。

４

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量又は放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって、その状況にかんがみ、前項の検出により令第四条第四項第三号イの放射線量の水準又は第一項の規定に基づく放射性物質の濃度の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前項の規定にかかわらず、当該放射線量又は放射性物質の濃度の水準が検出されたものとみなす。

第八条

令第四条第四項第四号の規定による放射線量の検出は、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。
２

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である
場合であって、その状況にかんがみ、前項の検出により令第四条第四項第四号の放射線量の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前項の規定にかかわらず、当該放射線量の水準が検出されたものとみなす。

- 66 -

第九条
一

令第四条第四項第五号の主務省令で定める事象は、次に掲げるものとする。

次の表の上欄に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げるもの

イ 沸騰水型軽水炉及び加圧 （１） 原子炉の非常停止が必要な場合において、通常の中性水型軽水炉（実用発電用のも 子の吸収材（ナトリウム冷却型高速炉については、通常の中性のに限る。）、重水減速沸騰軽 子の吸収材の電動駆動による挿入を除く。
）により原子炉を停
水冷却型原子炉並びにナトリ 止することができないこと。
ウム冷却型高速炉に係る原子 （２） 原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要と炉の運転等のための施設（以 する原子炉冷却材（ナトリウム冷却型高速炉については、原子下「大規模原子炉施設」と総 炉冷却材を汲み上げる設備の機能を超える原子炉冷却材）の漏称する。）
えいが発生すること。
（３） 原子炉（沸騰水型軽水炉及び重水減速沸騰軽水冷却型
原子炉（以下「沸騰水型軽水炉等」という。
）に限る。
）の運転
中に当該原子炉へのすべての給水機能が喪失した場合において、非常用炉心冷却装置（当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。）が作動しないこと。
（４） 原子炉（加圧水型軽水炉に限る。
）の運転中に蒸気発
生器へのすべての給水機能が喪失すること。
（５） 原子炉（加圧水型軽水炉を除く。
）の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能（ナトリウム冷却型
高速炉については、主冷却系による当該原子炉から熱を除去する機能）が喪失した場合において、当該原子炉から残留熱を除去する機能が喪失すること。
（６） 原子炉の運転中にすべての交流電源からの電気の供給が停止し、かつ、その状態が五分以上継続すること。
（７） 原子炉の運転中に非常用直流母線が一となった場合において、当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が五分以上継続すること。
（８） 原子炉（ナトリウム冷却型高速炉を除く。
）の停止中に原子炉容器内に照射済み燃料集合体がある場合において、当該原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置が作動する水位（加圧水型軽水炉又は重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の停止中にあっては、当該原子炉から残留熱を除去する機能が喪失す
る水位）まで低下すること。
（９） 原子炉（ナトリウム冷却型高速炉に限る。
）の停止中に原子炉容器内に照射済み燃料集合体がある場合において、当該原子炉を冷却するすべての機能が喪失すること。
（１０） 照射済み燃料集合体の貯蔵槽の液位が、当該燃料集合体が露出する液面まで低下すること。
（１１） 原子炉制御室が使用できなくなることにより、原子炉制御室からの原子炉を停止する機能又は原子炉から残留熱を除去する機能が喪失すること。
- 67 -

ロ 試験研究用原子炉（イに （１） 原子炉の非常停止が必要な場合において、原子炉を停掲げるものを除く。
）に係る原 止するすべての機能が喪失すること。
子炉の運転等のための施設 （２） 原子炉を冷却するすべての機能が喪失すること。
（以下「試験研究用原子炉施 （３） 原子炉制御室が使用できなくなること。
設」という。）
ハ 再処理施設に係る原子炉 （１） 再処理施設の運転中にすべての動力電源が喪失し、三の運転等のための施設（以下 十分以内に電源の回復ができないこと。
単に「再処理施設」という。
）（２） 照射済み燃料集合体の貯蔵槽の液位が、当該燃料集合体が露出する液面まで低下すること。
（３） 制御室が使用できなくなること。
二

原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。
）において、核燃料
物質の形状による管理、質量による管理その他の方法による管理が損なわれる状
態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。

三

事業所外運搬（核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示（平成二年科学技術庁告示第五号）第二条並びに第四条第一項第一号（液体又は気体であって専用積載としないで運搬する場
合におけるものを除く。）及び第二項第一号、船舶による放射性物質等の運送基準の細目等を定める告示（昭和五十二年運輸省告示第五百八十五号）第四条並びに第十条第一項第一号（液体又は気体であって専用積載としないで運搬する場合におけるものを除く。
）及び第二項第一号並びに航空機による放射性物質等の輸送基準を定める告示（平成十三年国土交通省告示第千九十四号）第四条並びに第七条
第一項第一号（液体又は気体であって専用積載としないで運搬する場合におけるものを除く。）及び第二項第一号に規定する核燃料物質等の運搬を除く。）の場合にあっては、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、当該事象に起因して、当該運搬に使用する容器から放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

２．緊急事態の判断の基準
原子力災害対策特別措置法（最終改正：平成１６年１２月３日）抜粋（原子力緊急事態宣言等）
第十五条

主務大臣は、次のいずれかに該当する場合において、原子力緊急事態が発生したと認めるときは、直ちに、内閣総理大臣に対し、その状況に関する必要な情報の報告を行うとともに、次項の規定による公示及び第三項の規定による指示の案を提出しなければならない。
- 68 -

一

第十条第一項前段の規定により主務大臣が受けた通報に係る検出された放射線量又は政令で定める放射線測定設備及び測定方法により検出された放射線量が、異常な水準の放射線量の基準として政令で定めるもの以上である場合

二前号に掲げるもののほか、原子力緊急事態の発生を示す事象として政令で定めるものが生じた場合

２

内閣総理大臣は、前項の規定による報告及び提出があったときは、直ちに、原子力緊急事態が発生した旨及び次に掲げる事項の公示（以下「原子力緊急事態宣言」という。）をするものとする。
一

緊急事態応急対策を実施すべき区域

二原子力緊急事態の概要

三前二号に掲げるもののほか、第一号に掲げる区域内の居住者、滞在者その他の者及び公私の団体（以下「居住者等」という。）に対し周知させるべき事項

３

内閣総理大臣は、第一項の規定による報告及び提出があったときは、直ちに、前項第一号に掲げる区域を管轄する市町村長及び都道府県知事に対し、第二十八条第二項の規定により読み替えて適用される災害対策基本法第六十条第一項及び第五項の規定による避難のための立退き又は屋内への退避の勧告又は指示を行うべきこと
その他の緊急事態応急対策に関する事項を指示するものとする。

４

内閣総理大臣は、原子力緊急事態宣言をした後、原子力災害の拡大の防止を図る
ための応急の対策を実施する必要がなくなったと認めるときは、速やかに、原子力安全委員会の意見を聴いて、原子力緊急事態の解除を行う旨の公示（以下「原子力緊急事態解除宣言」という。
）をするものとする。

原子力災害対策特別措置法施行令（最終改正：平成１６年３月２４日）抜粋（原子力緊急事態）第六条

法第十五条第一項第一号の政令で定める放射線測定設備は、所在都道府県知事又は関係隣接都道府県知事がその都道府県の区域内に設置した放射線測定設備であって法第十一条第一項の放射線測定設備の性能に相当する性能を有するものとする。
２

法第十五条第一項第一号の政令で定める測定方法は、単位時間（十分以内のものに限る。）ごとのガンマ線の放射線量を測定し、一時間当たりの数値に換算することにより行うこととする。ただし、当該数値が落雷の時に検出された場合は、当該数値は検出されなかったものとみなす。

３

法第十五条第一項第一号の政令で定める基準は、次の各号に掲げる検出された放射線量の区分に応じ、それぞれ当該各号に定める放射線量とする。
一

第四条第四項第一号に規定する検出された放射線量（法第十一条第一項の規定により設置された放射線測定設備の一又は二以上についての数値が一時間当たり
五マイクロシーベルト以上である場合にあっては、当該各放射線測定設備における放射線量と第四条第三項に規定する中性子線の放射線量とを合計して得られる- 69 -

放射線量）又は第一項の放射線測定設備及び前項の測定方法により検出された放射線量 一時間当たり五百マイクロシーベルト
二第四条第四項第三号イに規定する検出された放射線量

一時間当たり五ミリシーベルト
三第四条第四項第四号に規定する検出された放射線量

一時間当たり十ミリシー

ベルト
４

法第十五条第一項第二号の原子力緊急事態の発生を示す事象として政令で定めるものは、次の各号のいずれかに掲げるものとする。
一

第四条第四項第二号に規定する場所において、当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が前項第一号に定める放射線量に相当するものとして主務省令で定める基準以上の放射性物質が主務省令で定めるところにより検出されたこと。

二

第四条第四項第三号に規定する場所において、当該場所におけるその放射能水
準が一時間当たり五百マイクロシーベルトの放射線量に相当するものとして主務省令で定める基準以上の放射性物質が主務省令で定めるところにより検出されたこと。

三原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の本体の内部を除く。）において、
核燃料物質が臨界状態（原子核分裂の連鎖反応が継続している状態をいう。
）にあ
ること。

四

前三号に掲げるもののほか、実用発電用原子炉の運転を非常用の中性子吸収材の注入によっても停止することができないことその他の原子炉の運転等のための施設又は事業所外運搬に使用する容器の特性ごとに原子力緊急事態の発生を示す事象として主務省令で定めるもの

原子力災害対策特別措置法施行規則（最終改正：平成１５年１２月２５日）抜粋（原子力緊急事態の発生を示す事象）
第十九条

令第六条第四項第一号の主務省令で定める基準及び同号の規定による放射性物質の検出は、加工事業者、原子炉設置者、貯蔵事業者、廃棄事業者又は使用者にあっては、第六条の表の上欄に掲げる場合に応じ、基準についてはそれぞれ同表の中欄に掲げる基準に百を乗じて得たものとし、検出についてはそれぞれ同表の下欄に掲げるところによるものとする。
２

令第六条第四項第一号の主務省令で定める基準及び同号の規定による放射性物質の検出は、再処理事業者にあっては、空気中の放射性物質については前項の規定によるものとし、水中の放射性物質については当該放射性物質による実効線量が五ミ
リシーベルトとなる値を、一回の海洋放出中に検出することとする。

第二十条

令第六条第四項第二号の主務省令で定める基準は、第七条第二項各号の場合に- 70 -応じ、それぞれ当該各号の基準に百を乗じて得たものとする。
２

令第六条第四項第二号の規定による放射性物質の検出は、火災、爆発その他これ
らに類する事象の発生の際に、前項の規定に基づく放射性物質の濃度の水準を検出することとする。

３

火災、爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって、その状況にかんがみ、前項の検出により第一項の規定に基づく放射性物質の濃度の水準が検出される蓋然性が高い場合には、前項の規定にかかわらず、当該放射性物質の濃度の水準が検出されたものとみなす。

第二十一条
一

令第六条第四項第四号の主務省令で定める事象は、次に掲げるものとする。
次の表の上欄に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ同表の下欄に掲げるもの

大規模原子炉施設

イ 原子炉の非常停止が必要な場合において、原子炉を停止するすべての機能が喪失すること。
ロ 原子炉（ナトリウム冷却型高速炉を除く。
）の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の漏えいが発生した場合又は沸騰水型軽水炉等において当該原子炉へのすべての給水機能が喪失した場合若しくは加圧水型軽水炉において蒸気発生器へのすべての給水機能が喪失した場合において、すべての非常用炉心冷却装置による当該原子炉への注水ができないこと。
ハ 原子炉の運転中に原子炉冷却材の漏えいが発生した場合において、原子炉格納容器内の圧力が当該格納容器の設計上の最高使用圧力に達すること。
ニ 原子炉（沸騰水型軽水炉等に限る。
）の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において、当該原子炉から残留熱を除去する機能が喪失したときに、原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失すること。
ホ 原子炉の運転中（沸騰水型軽水炉等及び加圧水型軽水炉についてはすべての交流電源からの電気の供給が停止した場合に限る。
）において、原子炉を冷却するすべての機能（加圧水型軽水炉については蒸気発生器
へのすべての給水機能）が喪失すること。
ヘ 原子炉の運転中にすべての非常用直流電源からの電気の供給が停止し、かつ、その状態が五分以上継続すること。
ト 原子炉容器内の炉心の溶融を示す原子炉格納容器内の放射線量又は原子炉容器内の温度を検知すること。
チ 原子炉の停止中に原子炉容器内の照射済み燃料集合体の露出を示
す原子炉容器内の液位の変化その他の事象を検知すること。
リ 原子炉（加圧水型軽水炉に限る。
）の停止中に原子炉容器内に照射済み燃料集合体がある場合において、当該原子炉から残留熱を除去する
機能が喪失する水位まで低下し、かつ、その状態が一時間以上継続すること。
- 71 -

ヌ 原子炉制御室及び原子炉制御室外からの原子炉を停止する機能又は原子炉から残留熱を除去する機能が喪失すること。
試験研究用原子炉施設
二

原子炉の非常停止が必要な場合において、原子炉を停止するすべての機能が喪失し、かつ、原子炉を冷却するすべての機能が喪失すること。

事業所外運搬（核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則（昭和五十三年総理府令第五十七号）第三条第二項、危険物船舶運送及び貯蔵規則（昭和三十二年運輸省令第三十号）第八十条第二項及び航空法施行規則（昭和二十七年運輸省令第五十六号）第百九十四条第二項第二号イ(4)に規定する低比放射性物質又は表面汚染物の運搬を除く。
）の場合にあっては、火災、爆発その他これらに類する事象の発生の際に、当該事象に起因して、放射性物質の種類（核燃
料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示別表第一、別表第二、別表第三、別表第四、別表第五又は別表第六の第一欄、船舶による放射性物質等の運送基準の細目等を定める告示別表第一、
別表第二、別表第三、別表第四、別表第五又は別表第六の第一欄及び航空機による放射性物質等の輸送基準を定める告示別表第二、別表第三、別表第四、別表第
五、別表第六又は別表第七の第一欄に掲げるものに限る。
）に応じ、それぞれ核燃
料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示別表第一の第三欄、別表第二の第三欄、別表第三の第三欄、別表第四の第二欄、別表第五の第二欄又は別表第六の第三欄、船舶による放射性物質等の運送基準の細目等を定める告示別表第一の第三欄、別表第二の第三欄、別表第三の第三欄、別表第四の第二欄、別表第五の第二欄又は別表第六の第三欄及び航空機による放射性物質等の輸送基準を定める告示別表第二の第三欄、別表第三の第三欄、別表第四の第三欄、別表第五の第二欄、別表第六の第二欄又は別表第七の第三欄に掲げる値の放射性物質が当該運搬に使用する容器から漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

- 72 -

（付属資料６）
第３７回原子力発電所等周辺防災対策専門部会（平成１２年２月９日）
資料３７－３－１及び３７－３－２

原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について

１．基本的考え方
平成１１年９月３０日に発生したウラン加工施設における臨界事故を受け、同年１２月に成立した原子力災害対策特別措置法においては、災害対策基本法、原子炉等規制法等と相まって、原子力の特殊性に応じた対応策を講じることとなった。
その中で、原子力事業者に対し、敷地境界付近での一定の水準以上の放射線量の検出その他の事象の発生について、国、自治体への通報義務を課すとともに、国が緊急事態宣言を発出し、対策本部を立ち上げる際の基準として、敷地境界付近での一定水準以上の放射線量の検出その他の事象について規定することとなった。

かかる放射線量あるいは事象については、初動の迅速性を確保するためのものであるため、その事態の発生が客観的に特定できることが重要であることから、放射線量については、推定方法による不確定要素がある予測線量ではなく、実測値で得られる線量率をベースとした規定とすることとし、事象についても、可能な限り具体・定量化を図ることとした。この際、排気筒等での放射性物質の濃度等については、
原子炉等規制法に基づき管理がなされていることから、基本的には同法に基づく管理手法（測定器、測定方法等）を活用することとし、また、平常時の変動レベルにも考慮する必要がある。さらに、これらの放射線量又は事象については、原子炉等規制法に基づく保安規定等において通常許可されている状態を超えることが原則であるが、迅速性を確保するために、例えば電源喪失の継続時間等について短時間のものであっても、あえて通報の対象とするなどの内容としている。
なお、当然ながら、実際の防護活動を実施するに当たって、予測線量については、緊急事
態宣言後の各種具体的対応を判断する際の重要なファクターとなるため、国、原子力事業者
等が実際の活動においてこれを活用することが有効である。

- 73 -

２．原子力施設等の異常時において事業者が通報すべき基準（特定事象の通報）(1)－1 敷地境界付近の放射線量（線量率）
１地点で１０分以上５マイクロシーベルト毎時以上を検出するか、あるいは２地点
以上で５マイクロシーベルト毎時以上を検出する場合（ただし、落雷による検出は除く）（説明）
ＪＣＯ東海事業所臨界事故の教訓を踏まえれば、単位としては、屋内退避等の指標に用いられるシーベルトとして取り扱うことが、関係者の理解のためにも妥当であり、米国との整合性も担保される（※１）。
また、正確性を担保するためには、瞬時にのみ検知されるような事象を排除すること及び機械の誤作動等を排除するためにも、１地点の検知には米国のように継続性の概念を導入しつつ、２地点以上では同時検出の場合速やかにとする。なお、落雷については、２地点以上で同時に高レベルの線量率を計測することがあり、これについては現象としても明らかであることから明示的に除外する。
また、継続時間については、米国では異常事象の通告で６０分、警戒態勢では１５分としているが、通報が迅速性を必要とされるものであること及び測定の実効性の観点から、１０
分間とすることが妥当（※２）。
放射線量の基準としては、①防災の観点からの通報であり、いわゆる通常のトラブルは対象でないこと、②防災指針、国際基準との整合性をとるという観点から検討する。
その場合、米国では、事業者の基準（ＮＥＩ）として、通常のトラブルも含めた「異常事象の通告」として「１マイクロシーベルト毎時（６０分以上）」、防護活動の準備を開始す
る「警戒態勢」として「１００マイクロシーベルト毎時（１５分以上）」を定めており、我が国の原子力災害対策特別措置法に基づいた通報という観点からは、この間に設定することが適当。
さらに、現在の防災指針では、自治体が独自に防護対策の準備を開始するめやすとして「γ線で１０マイクログレイ毎時」を提案しているが、かかるめやすの趣旨を踏まえれば、通報レベルとしては、その前段階に設定するのが適当。したがって、本法に基づく国、自治体への通報事象は「５マイクロシーベルト毎時」とすることが適当。
※１ γ線については１グレイ＝１シーベルトとするのが適当。
※２ １０分については、我が国の放射線測定設備の基本測定単位が、通常２分積算以下で行われており、ある程度の継続性を見るという観点及び自治体のデータ管理が１０分単位で行われていること等も踏まえ、実効性を有するもの。

- 74 -

(1)－2 測定方法
モニタリングポストは、γ線の測定を行うものとし、必要に応じ、可搬式の中性子線測定装置による測定を行う。

（説明）敷地境界付近での線量測定は、異常事象を外部で迅速に把握するために行うものであるが、①中性子線は臨界事故を想定すればよく、かつその放出と同時にあわせてγ線も検出される
こと、②α線、β線の直達線はその透過性が低いことから考慮する必要がなく、α、β核種の放出は別途定める事象の中で放出量等を測定するのが適当であることから、敷地境界周辺で測定するのはγ線のみで十分である。
なお、念のため、１マイクロシーベルト毎時のγ線が検出された場合には、原子力事業者に可搬式の測定器が原子力防災資機材として義務づけられており、それを用いて中性子線を測定することにより、万全を期すこととすればよいと考えられる。
(1)－3 測定設備の設置台数２台以上とする。
（説明）
現在、原子炉等規制法等に基づき、原子力発電所等の一部の施設には敷地境界の放射線量の測定を行う施設が設置されているが、これらは、平常時における周辺への放射線影響を常時監視する必要がある施設について行っているものである。一方、原子力災害対策特別措置法においては、敷地境界付近の異常な放射線量の通報を行うという観点から放射線測定設備の設置を義務づけており、この目的に必要な設備台数を検討すべきである。
今回の法律では、異常事象については、かかる線量測定とともに、施設内部の異常事象に基づく通報を義務づけており、これらについては、原子炉等規制法等に基づき施設内に設置された放射線管理設備及び今回の法律で義務づける資機材等で検出が可能となっている。したがって、敷地境界付近で放射線量を迅速にとらえられるような事象としては、（その発生の有無は別として、）技術的には臨界事故が考えられるが、この場合においては等方向に放出される直達γ線の測定が重要となり、これは、施設の形態にかかわらないことから、これを検出するために必要な常時測定設備は１台で十分である。
しかしながら、今回の法律では、モニタリングポストの故障等も考慮し、２地点以上での検出を通報の対象としたことから、２台以上の設置が適当である。
なお、モニタリングポストが施設の近隣（他の原子力事業者、都道府県等の設置のポスト）にあれば、データを自ら監視できる状況にする等一定の条件の下に、自らが設置しなくてもよいこととするのが適当である。

- 75 -

(2) 特定事象の考え方① 排気筒等の通常放出部分で、一定以上の放射性物質が放出された場合② 管理区域で火災、爆発等があり、排気筒等の通常放出部分以外の部分の閉じ込め機能の異常が発生し、一定以上の放射性物質又は放射線が放出された場合（輸送容器の場合は容器外に異常な放出があった場合）③ 臨界事故の発生またはそのおそれ（原子炉（臨界実験装置を含む）での臨界は除く）④ 中央制御室等の施設の管理施設が運転不能になった場合⑤ その他、原子力発電所等事前の兆候を把握できる施設の固有の事象（説明）
米国のregulatory guide3-67においても、核燃料サイクル施設に共通した事象として、
ａ）放射性物質あるいはその安全装置に影響が出るおそれがある火事、自然災害、事故ｂ）施設内の放射線量上昇、空気の放射性物質による汚染が制御不能で通常レベルの１００倍となる事態
ｃ）核物質防護機能等の１５分以上の喪失
ｄ）使用済核燃料容器の容器あるいは取り扱い施設の損壊による放射能漏れｅ）特定核燃料物質が、臨界管理上の質量制限値を超えて不安定な容器に滞留していることを発見したときあるいはその他の原因で臨界事故が発生するおそれがあるときｆ）その他、事業者の緊急時対応組織を立ち上げなければならない事態が設定されている。これらは、発電所、再処理施設等にも展開が可能であり、ａ）、ｂ）
及びｄ）を①及び②に、ｃ）を④に、ｅ）を③に分類した。
さらに、これを具体・定量化すると、① 排気筒等の通常放出部分での放射性物質の放出
基本的な考え方としては、周辺監視区域外での放射性物質の濃度限度（年間１ミリシーベル
ト）に達するような放射性物質の放出が排気筒等で検出される状況をベースとして、放射性物
質の種類に応じ、以下のような基準を導入する。
＜①－1 排気（気体等）＞
３
排気（※１）については、放出濃度（Ｂｑ／ｃｍ ）をリアルタイムで測定している放射性物質については、排出場所（排気筒）の拡散を見越した係数（※２）及び通常時の変動（※
３）を考慮した値が、１０分間以上継続して検出されたこととする。この値は、最大となる地点で５マイクロシーベルト毎時が１０分間継続することに該当する。
また、累積放出量（Ｂｑ）をリアルタイムで測定している放射性物質は、敷地境界周辺において一定の被ばく線量（Ｓｖ）（※４）に該当する累積放出量が短期間（※５）で検出さ- 76 -

れたこととする。この場合においては、排出場所（排気筒）の拡散のみを見越した係数を考慮する。この値は、１回の事象によって最大となる地点で５０マイクロシーベルトの線量に該当する。
※１ 放出濃度を測定しているものには、希ガス等があり、累積放出量を測定しているものには、ウラン、プルトニウム、ヨウ素等があり、これらの測定形態に応じて基準を適用することとなる。ただし、ヨウ素については、濃度測定の場合もあり、この場合には放出濃度による管理を適用することができる。
※２ 「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和57年原子力安全委員会決定、
平成元年３月、平成６年４月、一部改訂）のⅥ「想定事故時の大気拡散の解析方法」等に基づき、排気筒高さと敷地境界までの距離による変動係数を算定（別添１）※３ 年間１ミリシーベルトの管理は、原子炉等規制法上は３ヶ月平均の値で行っているた
め、放射性物質の濃度については通常時の変動も考慮して５０倍の幅を持たせることとする。なお、この５０倍の意味としては、放射線業務従事者に適用されるレベルである。
なお、通報は、迅速性を確保する観点から１０分間の検出で行うこととし、仮にこの濃度が１０時間継続しても、最大地点で５０マイクロシーベルトとなるレベルである。
※４ 緊急時のレベルとして、防護活動の目安となる１０ミリシーベルトの半分の５ミリシーベルトを仮定し、その１／１００の５０マイクロシーベルトとする。なお、ウラン、
プルトニウム等のα核種については、その測定に当たり、大きなバックグラウンドとなるラドン、トロンの影響を考慮する必要があり、ある程度の累積放出量がないと測定できないものである。
※５ 通常の放出でも単純平均で５００時間で５０マイクロシーベルトに到達しうるが、濾紙は通常３～７日程度で交換しており、ある濾紙において急激に検出されることが目安となる。また、この場合にはｃｐｓによる測定を行っており、増加傾向はリアルタイムで把握できる。
＜①－2 排水＞排水については、周辺監視区域外で放出されているものであり、通常時の変動のみを考慮した値を検出したこととし、放出の継続時間は１０分間以上とする。この値は、敷地外で５
マイクロシーベルト毎時が１０分間継続することに該当する。
ただし、再処理施設の排水については、原子炉等規制法上も海中の管を経由した拡散を見
越し、累積放出量（Ｂｑ）で管理する別の体系とされていることから、別途基準を定めることとし、この基準としては、上記排気の事象での放出の考え方を用い、１回の放出で外部に
５０マイクロシーベルトの影響を与える放出を行った場合とする。
なお、排水については、全ての核種についてバッチ式で濃度管理を行った上で放出していること、バルブを閉めるなど異常時の対応が容易であること、実態上は想定している以上の希釈効果が期待できることから、実際に原子力災害が発生する可能性は極めて小さい。
② 火事、爆発等に起因して閉じ込め機能が喪失し、放射性物質又は放射線が放出
基本的な考え方としては、アスファルト固化施設の爆発等の状況において、管理区域外の部- 77 -

分（管理区域周辺あるいは輸送容器周辺）において、一定以上の放射線又は放射性物質が放出されたこととする。
＜②－１ 管理区域周辺での放射線量＞
原子力事業所の放射線量については、５０マイクロシーベルト毎時（敷地境界付近の通報
線量基準（５マイクロシーベルト毎時）の１０倍の値（※１））が、事業所内の管理区域周辺で１０分間継続することとする。この場合においても、放射線量は距離の２乗に反比例することから、周辺への影響は小さい。
※１ 当該放射線量が１０時間継続しても、事業所内の管理区域周辺において０．５ミリシーベルト程度である。
＜②－２ 管理区域周辺での放射性物質の濃度＞
原子力事業所の放射性物質については、周辺監視区域外での空気中（※１）の放射性物質の濃度限度（年間１ミリシーベルト）の５０倍にあたる放射性物質の濃度が、事業所内の管理区域近傍で検出される状況とする（※２）。この値は、管理区域周辺で５マイクロシーベ
ルト毎時が検出されることに該当する。ただし、実際の現場におけるサンプリングの困難性を考慮し、継続時間の概念は導入しないとともに、これに相当するおそれのある事象が発生した状態も通報事象とする。この場合においても、管理区域と敷地境界との間での拡散を考慮すれば、周辺への影響は小さい。
※１ 火災、爆発等を伴った管理区域外での排水の漏えいについては、かかる事象が単独で発生することは想定しがたく、仮に発生しても気体放出を伴っていることが想定されること、さらには敷地外への広がりが極めて小さい排水の漏えいのみの事象は原子力災害への発展の可能性という観点からは対象とする必要がないと考えられることから、ここでは除外する。
※２ ここでは、爆発等による施設の異常事態を前提としているため、拡散の概念は導入しない。なお、当該濃度が１０時間継続しても、事業所内の管理区域周辺において５０マ
イクロシーベルト程度である。
＜②－３ 輸送＞
輸送については、火事、爆発その他の状態が発生した上で、通常時の輸送条件として定められている値、事象（※１）以上の場合を通報対象とする。この場合においても、距離による減衰効果や簡易な遮へい対策等により、周辺に与える影響は小さい。
※１ 放射線量については、通常輸送時の条件である、「容器から１ｍ離れた地点で１００
マイクロシーベルト毎時」を基準とし、放射性物質については、通常輸送時又は一般試験時の条件を超える「放射性物質の漏えいがあったこと又はそのおそれ」を採用する（Ｂ型輸送
容器では一定値が許容されているが、漏えいがあった場合には通報を行う。）- 78 -

③ 臨界事故またはそのおそれ
形状や質量管理が物理的に機能しない状態となり、臨界が起きる蓋然性が高くなることは、事象として明確であり、（実際に発生するかどうかは別として、）突発的に臨界が起きるような場合には、既存のγ線のエリアモニタ等原子力事業者の警報装置の運用等で検知・把握し、通報する。
なお、技術的には、遮へい効果の大きい再処理施設等における臨界事故の場合には、モニタリングポストでは検知されないこともあるが、核分裂生成物の施設外への影響も考えられることから、通報を行う必要がある。
④ 施設の管理施設の不能①から③の事象が検知されない場合であっても、原子炉制御室等（※１）については、施設の運転が不能となることにより放射性物質又は放射線の放出の危険性が高まるものとして規定する。
※１ 施設の技術基準上、制御室が設けられている原子炉、再処理施設の当該施設を対象とする。
⑤ 施設の固有の事象
原子力発電所等においては、①、②で定める直接的な放出事象に至る前に、止める機能、冷やす機能の喪失による炉心の溶融又は使用済燃料からの放射線等の放出へのおそれを確実に検知できる事象を個別の事象として設定する。また、この場合、多重防護システムがあるため、単一故障ではない事象とする。なお、これらの事象は、いずれかの段階で①に定める事象となる可能性を有するものである。
具体的には、発電炉、もんじゅ、ふげん、常陽（大型原子炉）については、止める機能の喪失：非常停止が必要な場合における制御棒による緊急停止失敗
冷やす機能の喪失：ＥＣＣＳ作動が必要となる原子炉冷却材の喪失
これに類する事象：全交流電源（外部電源＋非常用ＤＧ）が一定時間喪失
非常用直流電源系が一系統（直流交流変換装置及びバッテリーの故障による）まで減少した状態が一定時間継続
使用済燃料が露出する燃料プールの水位低下
この他、施設のタイプに応じて類似事象を規定する。
なお、電源喪失については、迅速な初期動作が重要という観点から、５分間の継続で通報対象とした。
また、使用済燃料が露出する以前の燃料プールの水位低下については、事業所内で放射線量が高くなるが、その時点ではあくまで管理区域内のものであることから、露出した時点で通報事象とした。
研究炉については、原子炉の非常停止が必要な場合に全ての原子炉停止系による非常停止に失敗すること、または全ての原子炉冷却系による冷却に失敗することとする（電源喪失につい- 79 -

ては、これが起きた場合であっても、停止系又は冷却系が機能していることから、通報事象としては規定しない）。
再処理施設は、電源喪失事象及び使用済燃料のプールの水位低下を規定する。
［具体像・・別添２］

３．緊急事態の判断の基準(1) 敷地境界付近の放射線量（線量率）
１地点で１０分以上５００マイクロシーベルト毎時以上を検出するか、あるいは２地点以上で５００マイクロシーベルト毎時以上を検出する場合（ただし、落雷による検出は除く）（説明）
放射線量の基準としては、①国際基準との整合性をとること、②避難等防護措置の観点か
ら十分余裕があること、③今回のＪＣＯ東海事業所臨界事故が確実に対応できること、という観点から、米国において、対応策の協議、所外モニタリング等を開始する「サイト緊急事態」段階における「１ミリシーベルト毎時（１５分以上）」をベースとして、線量は５００マイクロシーベルト毎時（※１）とし、継続時間は、通報と同様に１０分とする。
なお、今回のＪＣＯ東海事業所臨界事故で計測されたガンマ線で８４０マイクロシーベル
ト毎時（中性子線で４．５ミリシーベルト毎時）は、緊急事態と判断して緊急事態宣言を発出し、国の原子力災害対策本部を立ち上げるレベルとなる。
また、ＴＭＩ事故を本基準に比較した場合、敷地周辺付近で当日午前に７０ミリレントゲ
ン毎時（＝およそ６００マイクロシーベルト毎時）を計測しており、その場合にも国の原子力災害対策本部を立ち上げるレベルとなる。
※１ この線量率は、２０時間継続した場合に敷地境界付近において防護対策を考慮すべき
１０ｍＳｖに達するレベル(2) 事象① 排気筒等の通常放出部分で、一定以上の放射性物質が放出された場合② 閉じ込め機能に異常が生じた場合において、一定以上の放射性物質又は放射線が放出された場合③ 臨界事故が発生した場合④ その他、原子力発電所等で外部への大量の放出に至る兆候を示す事象が発生した場合- 80 -

（説明）
基本的な考え方として、避難等の防護措置の観点から十分余裕があること等を考慮し、放射性物質又は放射線の放出に係る事象を設定した。なお、通報対象となる事象は、かかる基準の１／１００となる。
① 排気筒等の通常放出部分の放射性物質の放出
排気筒の放出でこの濃度が２０時間継続した場合に、最大となる地点で１０ミリシーベルトに相当するレベルである、５００マイクロシーベルト毎時に該当する基準とする。なお、実際の風向、風速等を考えれば、さらに十分な時間的余裕があるものと考えられる。
なお、排水については、基準値は設定するが、拡散による希釈効果等も考えられ、実際に原子力災害が発生する可能性は極めて小さい。
② 火事、爆発等に起因して閉じ込め機能が喪失し、放射性物質又は放射線が放出＜②－1 管理区域周辺での放射線量＞
原子力事業所の放射線量については、事業所内の管理区域の周辺付近で５ミリシーベルト毎時の線量（１０時間継続した場合には５０ミリシーベルト）とする。なお、直達線による影響
は距離の２乗に反比例して減衰することから、住民の防護活動に十分な余裕があるものと考えられる。
＜②－2 管理区域周辺での放射性物質の濃度＞
原子力事業所の放射性物質については、事業所内の管理区域周辺で当該濃度が２０時間継続
した場合に、当該場所で１０ミリシーベルトとなるレベルである、５００マイクロシーベルト毎時に該当する基準とする。なお、実際の拡散はさらに見込めることから、住民の防護活動に十分な余裕があるものと考えられる。
＜②－3 輸送＞
輸送については、火災、爆発その他の状態が発生した上で、放射線については、「１ｍ離れた地点において１０ミリシーベルト毎時（※１）」が放出されたこととし、放射性物質については、特別の試験条件下の基準以上（※２）の放出があった場合及びこれに相当する事象とする。なお、この場合であっても、距離による減衰による効果及び簡易な遮へい対策や漏えい拡散防止対策を見込むことが可能であり、周辺に与える影響は小さい。
なお、輸送については、基準は設定するが、輸送容器の強固性を考慮すれば、実際に原子力災害が発生する可能性は極めて小さい。
※１ 特別の試験条件下における基準値に該当。
※２ １ｍ離れた地点において３０分間で被ばくする量が５０ミリシーベルトとなるような放射性物質の放出量（技術基準上のＡ２値。ただし、収納物の形態に応じたものとする）- 81 -

③ 臨界事故
臨界事故があれば即座に緊急事態と判断し、国の原子力災害対策本部を立ち上げることとする。

④ 施設固有の事象
原子力発電所等においては、敷地周辺のモニタリングポスト、排気筒等の測定で①、②のレベルには達していなくても、施設内において甚大な放射性物質の放出を示す状況があり、かかる事象を個別に規定する。また、これらの事象は、基本的には特定事象が進展した状態とする。
なお、ＴＭＩ事故は、施設外の線量検知の前に、炉心が溶融しており、かかる状態の発生が国の原子力災害対策本部立ち上げのレベルとなる。

［具体像・・・別添２］- 82 -

別添１（１）放射性物質に関する空気中の濃度に乗ずる係数（放出濃度を測定している核種）
排気筒等の放射性物質の測定を行っている場所から敷地境界までの水平距離（ｍ）
20以上
30未満

30以上
40未満

40以上
50未満

50以上
60未満

60以上
70未満

70以上
80未満

80以上
90未満

90以上
100未満

100以上
200未満

200以上
300未満

300以上
400未満

400以上
500未満

500以上
600未満

600以上
700未満

700以上
800未満

800以上
900未満

900以上
1000未満1000以上

20未満

高

1未満

１×10

５×10

１×10２

１×10２

１×10２

５×10２

５×10２

５×10２

１×10３

１×10３

５×10３

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

５×10４

５×10４

５×10４

１×10２

１×10２

１×10２

１×10２

５×10２

５×10２

５×10２

１×10３

１×10３

１×10３

５×10３

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

５×10４

５×10４

５×10４

さ

1以上
10未満
10以上
20未満

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

１×10４

５×10４

５×10４

５×10４

５×10４

５×10４

20以上
30未満
30以上
40未満

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

40以上

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

１×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

１×10６

１×10６

１×10６

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

５×10５

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

５×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

１×10６

５×10６

５×10６

５×10６

５×10６

ｍ

50未満
50以上
60未満
60以上
70未満
70以上
80未満
80以上
90未満
90以上
100未満
100以上
110未満
110以上
120未満
120以上
130未満
130以上
140未満
140以上
150未満
150以上

3
8
注１
注２
注３

高さは、大気中の放出される地点の地表からの高さとする。ただし、発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針に基づき有効高さを算定している原子力事業者にあっては、その有効高さを用いることができる。
この係数は濃度限度を単位時間あたりの放出風量で除した値に乗ずるものとし、かつ、Ｂｑ／ｍ３をＢｑ／ｓに換算する場合に用いるものとする。
通報は、こうして得られた値の放出が１０分以上継続して行われた場合に行うものとする。

（２）放射性物質に関する空気中の濃度に乗ずる係数（累積放出量を測定している核種）
排気筒等の放射性物質の測定を行っている場所から敷地境界までの水平距離（ｍ）
20以上
30未満

30以上
40未満

40以上
50未満

50以上
60未満

60以上
70未満

70以上
80未満

80以上
90未満

90以上
100未満

100以上
200未満

200以上
300未満

300以上
400未満

400以上
500未満

500以上
600未満

600以上
700未満

700以上
800未満

800以上
900未満

900以上
1000未満1000以上

20未満

高

1未満

５×10５

１×10６

５×10６

５×10６

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10８

１×10８

１×10８

５×10８

５×10８

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

５×10６

５×10６

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10７

１×10８

１×10８

５×10８

５×10８

５×10８

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

さ

1以上
10未満
10以上
20未満

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

20以上
30未満
30以上
40未満

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

１×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

５×10９

１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０

40以上

１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０

ｍ

50未満
50以上
60未満
60以上
70未満
70以上
80未満
80以上
90未満
90以上
100未満
100以上
110未満
110以上
120未満
120以上
130未満
130以上
140未満
140以上
150未満
150以上

4
8
注１
注２
注３

１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０
１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０
１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０
１×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ １×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０
５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０
５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ １×10１１
５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ １×10１１ １×10１１
５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１
５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ ５×10１０ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１
１×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１
１×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１ １×10１１

高さは、大気中の放出される地点の地表からの高さとする。ただし、発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針に基づき有効高さを算定している原子力事業者にあっては、その有効高さを用いることができる。
この係数はＢｑ／ｍ３をＢｑに換算する場合に用いるものとする。
通報は、こうして得られた値の放出が１回の事象によって行われた場合に行うものとする。

（３）再処理事業者以外の事業者の放射性物質に関する水中の濃度に乗ずる係数 ５０
注１ 通報は、こうして得られた値の放出が 10 分以上継続して行われた場合に行うものとする。
（４）再処理事業者の排水についての通報は、外部に 50 マイクロシーベルトの影響を与える放出が１回の放出によって行われた場合に行うものとする。

（別添２）
原子力防災法に係る施設毎の通報及び緊急事態の関係

施設名

通

報

原子力緊急事態

原子炉の運転中に全ての交流電源が喪失し、（下記に包含）
大規模
かつ、その状態が５分以上継続すること
原子炉等(共通事象)
原子炉の運転中に非常用直流母線が一となり原子炉の運転中に全ての非常用直流電源が、かつ、蓄電池又は交流直流変換装置の機能喪失し、かつ、その状態が５分以上継続する喪失により、当該母線に供給する電源が一とことなる状態が５分以上継続すること－

原子炉格納容器内の放射線量の変化等を検出し、炉心溶融を検知すること－

原子炉の停止中に原子炉冷却材の液面の変化等を検出し、原子炉内の照射済み燃料集合体の露出を検知すること－

原子炉制御室及び原子炉制御室外からの原子炉停止機能の喪失その他の原子炉を安全に停止することが不可能となること

照射済み燃料集合体の貯蔵槽の液位が、当該（線量等で検知）
燃料集合体が露出する液面まで低下すること

ＢＷＲ

原子炉の非常停止が必要な場合において、原
原子炉の非常停止が必要な場合において、制子炉を停止するすべての機能が喪失するこ御棒による原子炉の停止に失敗することと
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動した場合において、すべての非常用炉心冷却を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生する装置の作動に失敗すること又は原子炉格納こと
容器内の圧力が当該格納容器の設計上の最高使用圧力に達すること
原子炉の運転中に原子炉へのすべての給水が原子炉の運転中に原子炉への給水が喪失し、喪失し、かつ、非常用炉心冷却装置（原子炉
かつ、すべての非常用炉心冷却装置の作動にへ高圧で注水する系に限る。）が作動しないこ
失敗することと- 85 -

原子炉の運転中に主復水器による原子炉か
原子炉の運転中に主復水器による原子炉から らの熱除去が不可能となる場合において、原の熱除去が不可能になり、かつ、原子炉から 子炉から残留熱を除去する機能が喪失し、か残留熱を除去する機能が喪失すること
つ、原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失す
ること
原子炉の運転中にすべての交流電源が喪失し、かつ、炉心を冷却するすべての機能が喪失すること（共通事象）

原子炉の停止中に原子炉容器内に照射済み燃料集合体がある場合において、原子炉の水位（共通事象）
が、非常用炉心冷却装置の作動水位等まで低
下すること

ＰＷＲ

原子炉の非常停止が必要な場合において、制 原子炉の非常停止が必要な場合において、原御棒による原子炉の停止に失敗すること
子炉を停止する機能が喪失すること
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動した場合において、全ての非常用炉心冷却装を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生する
置の作動に失敗すること又は原子炉格納容
こと
器内の圧力が当該格納容器の設計上の最高使用圧力に達すること
原子炉の運転中に蒸気発生器への給水機能
原子炉の運転中に蒸気発生器へのすべての給 が喪失した場合において、蒸気発生器による水機能が喪失すること原子炉からの熱除去が不可能になり、かつ、
原子炉への注水機能が喪失すること
原子炉の運転中にすべての交流電源が喪失し、かつ、蒸気発生器へのすべての給水機能が喪失すること（共通事象）

原子炉の停止中に原子炉容器内に照射済み
原子炉の停止中に原子炉容器内に照射済み燃
燃料集合体がある場合において、原子炉冷却料集合体がある場合において、原子炉冷却材
材の水面の低下により、原子炉から残留熱をの水面の低下により、原子炉から残留熱を除除去する機能が喪失する状態が１時間以上去する機能が喪失すること継続すること

ＦＢＲ

原子炉の非常停止が必要な場合において、制 原子炉の非常停止が必要な場合において、原御棒による緊急停止に失敗すること
子炉を停止する機能が喪失すること

原子炉の運転中に原子炉冷却材の液面の低下 原子炉の運転中に全ての熱除去機能が喪失を伴う原子炉冷却材の漏えいが発生すること すること- 86 -

原子炉の運転中に原子炉冷却系による熱除去
機能が喪失し、かつ、崩壊熱除去系による原 （上記に包含）
子炉からの熱除去が不可能となること
原子炉の運転中に全ての交流電源が喪失し、かつ、原子炉からの熱除去が不可能となること（共通事象）

原子炉の停止中に原子炉容器内に照射済み燃料集合体がある場合において、原子炉のすべ （共通事象）ての熱除去機能による熱除去に失敗すること

原子炉の非常停止が必要な場合において、原試験研究炉 原子炉の非常停止が必要な場合において、全子炉停止系が全て使用できなくなり、かつ、ての原子炉停止系に非常緊急停止に失敗する
全ての原子炉冷却系による冷却に失敗する
こと
こと
全ての原子炉冷却系による冷却に失敗するこ（上記に包含）と再処理施設 再処理施設の運転中に全ての動力電源が喪失（線量等で検知）し、３０分以内に電源の回復ができないこと

照射済み燃料集合体の貯蔵槽の液位が、当該（線量等で検知）集合体が露出する液面まで低下すること- 87 -

１．線量率基準について

平常時

JCO 事故で計測されたγ線の計測値

0.05～0.1μSv/h

840μSv/h

第１０条
１μSv／ｈ

５μSv/h

（６０分）

（１０分）

第１５条
100μSv/h

５００μSv/h（１５分） （１０分）

1mSv/h

10mSv/h

（１５分）

（１５分）

敷地境界の
線量率
＜米国基準＞＜異常事象の通告＞＜アラート＞

Notification of Unusual Event

Alert＜サイト緊急事態＞＜一般緊急事態＞

Site Area Emergency General Emergency（注）
異常事象の通告： ○今後の操作員のミス、設備の故障によってはもっと深刻な事態となりうるか、あるいは現時点では明らかではないが、もっと深刻な事態となりうる兆候を示す小さな事象（プラントの安全水準の低下の可能性がある場合）○事業者は、ＮＲＣ、州等へ連絡
ア

ラ ー ト： ○今後の操作員のミス、設備の故障によってはもっと深刻な事態となりうるか、あるいは現時点では明らかではないが、もっと深刻な事態となりうる兆候を示す小さな事象（プラントの安全水準を大幅に低下）○事業者は所内体制を敷き、所内モニタリング準備。ＮＲＣ、州等は緊急時待機状態に入る。

サイト緊急事態： ○有意な放射性物質の放出が発生しつつあるか予測される○緊急時活動が本格化し、所外モニタリングやＮＲＣ、州も加わった対応策の協議が開始。
一般緊急事態：○炉心の損傷や溶融が現実に生じているかあるいは差し迫っている場合○避難等の活動展開

２．敷地境界付近の線量当量率の変動（１）降雨時：～０．２μＧｙ/h（２）雷時：１００μＧｙ/h 以上（瞬間値）（３）輸送容器通過：～２０μＧｙ/h（数分程度）（４）その他（ＲＩ投与者（レントゲン車）の通過、施設内ＲＴ検査等）：～１００μＧｙ/h（瞬間値）

88-

（付属資料７）
平成１９年５月改訂時資料

防護対策指標について

屋内退避及び避難等に関する指標を定めるに当たっては下記資料等を参考とした。
①

我が国関係法規及びＩＣＲＰ（国際放射線防護委員会）、ＮＣＲＰ（アメリカ放射線防護測定審議会）等の出版物の平常時における職業人及び一般人の線量限度②

我が国関係法規及びＩＣＲＰ、ＩＡＥＡ、ＮＣＲＰ等の出版物の職業人の緊急作業に係る線量③

国際機関及び各国の事故対策に関連する線量（参考資料参照）④

放射線審議会の報告書等⑤

Manual of Protective Action Guides and Protective Actions for Nuclear Incidents（EPA-520/1-75-001，Sep.1975)⑥

Paul G.Voilleque, Dose Action Level for Accidental Radiation Exposure of theGeneral Public； PP.183-204 ６th Annual Health Physics Society Midyear TopicalSymposium (1971)⑦

ＩＡＥＡ「電離放射線に対する防護及び放射線源の安全に関する国際基本安全基準」における原子力発電所等周辺の防災対策に関する基準の取り入れ等に係る基本的考え方について（平成８年３月⑧

原子力発電所等周辺防災対策専門部会）

原子力防災対策の実効性向上を目指して（平成１１年４月

原子力発電所等周辺防災対策専門部会）⑨

Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency (GS-R-2, IAEA,
2002)

⑩

Arrangements for Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency (GS-G-2.1(DS105), IAEA, 2007)- 89 -

（参考資料）
１．国際機関の指標①国際放射線防護委員会
回避線量についての介入レベル（mSv）
介入の種類
屋内退避
放射性ヨウ素に対する防護対策－ 甲状腺に対する等価線量
避難（一週間未満）－ 全身線量－ 皮膚に対する等価線量

ほとんどつねに正当化される値
50

最適値の範囲500
正当化される値の1/10以下にはならない
500
5,000

出典：ICRP Publication 63, 放射線緊急時における公衆の防護のための介入に関する諸原則（日本アイソトープ協会訳）
原典：Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological
Emergency Annals of the ICRP, 22, No.4(1991)
Planning in Case of Nuclear Accident - Technical Aspects, 1989
②国際原子力機関
防護措置

防護措置により回避される線量a)

屋内退避
避難
放射性ヨウ素に対する防護対策

10 mSv b)
50 mSv c)
放射性ヨウ素による 100 mGyd)a)外部被ばく及び預託内部被ばくの実効線量の合計。
b)屋内退避の最長予想時間（２日）に対して最適化されている。関係当局はこれより短い時間に対して低い介入レベルを助言することができ、あるいは次の防護措置、例えば避難を実施する助けとすることができる。
c)避難の最長予想時間（７日）に対して最適化されている。関係当局は、これより短い時間に対して、また、小グループの人々に対して避難が早急かつ容易に実施できる場合には、より低い線量で避難を開始するかも知れない。避難が困難な状況、例えば多数の住 民あるいは十分でない交通の場合には、より高い介入レベルが適切かもしれない。
d)甲状腺に対する預託線量。
※一般公衆（及び対応要員）に対する立入制限として、100μSv/h との値が示されている。
（対
応要員については、立入禁止として、短時間の救命の場合を除き 100mSv/h という値が示されている。）
出典：IAEA Safety Series No.115
International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiationand for the Safety of Radiation Sources, 1996.

- 90 -

IAEA EPR-First Responder 2006
Manual for First Responders to a Radiological Emergency, 2006.
２．各国の防護対策指標の例（注：１ｒｅｍ＝１０ｍＳv）①アメリカの防護対策指標
防護対策

PAG(予測線量)

注

釈

避難（又は屋内退避a））

１～５ remｂ） 避難（場合により屋内退避）は通常１remで開始すべきである

放射性ヨウ素に対する防護対策

25 remｃ）

州の医療担当官の承認が必要

a)屋内退避の方が避難よりも防護効果が大きい場合には、屋内退避を採用してもよい。
b)外部線源からの被ばくによって生ずる実効線量当量及び初期段階における全ての重要な吸収経路によって生ずる預託実効線量当量の合計値。甲状腺及び皮膚に対する預託線量 当
量は、それぞれ５倍及び 50 倍大きい。
c)放射性ヨウ素からの甲状腺に対する預託線量当量。なお、食品医薬品局（FDA）より、甲状腺に対する予測線量で 500cGy（40 歳以上）、10cGy（18～40 歳）、5cGy（18 歳未満、妊婦及び授乳中の女性）とする指針が別に公表されている。
※ NCRP No.138 に一般公衆（及び対応要員）に対する立入制限として 0.1mSv/h との値が示されている。
（対応要員については、立入禁止として、負傷者の救出や現場の復旧の場合を除き 0.1Sv/h という値が示されている。）
出典：EPA 400-R-92-001 Manual of Protective Action Guides And Protective Actions for
Nuclear Incidents.（1992）
FDA Guidance Potassium Iodide as a Thyroid Blocking Agent in Radiation
Emergencies.（2001）
NCRP No.138 Management of Terrorist Events Involving Radioactive Material.
(2001)②イギリスの防護対策指標
対策

屋内退避
避難
放射性ヨウ素に対する防護対策

身体器官

全身
甲状腺、肺、皮膚
全身
甲状腺、肺、皮膚
甲状腺

線量当量レベル（mSv）
下限
上限
3
30
30
300
30

30
300
300
3,000
300

（※ ただし、別途、屋内退避、避難の判断に器官単体への線量当量レベルは通常用いない旨、規定あり。）- 91 -

出典：NRPB, Principles for the protection of the public and workers in the event ofaccidental releases of radioactive materials in to the environment and otherradiological emergency. Doc. NRPB, 1. No4, 1 (1990)
NRPB, Application of emergency reference levels of dose in emergency planningand response. Doc. NRPB, 8. No1 (1997)③ドイツの防護対策指標
実効線量
屋内退避

10 mSv

避難100 mSv

ヨウ素剤
服用

－

器官への線量（甲状腺）積分期間及び被ばく経路

７日間の外部被ばく及び同期間内に吸入した放射性物質に－よる預託実効線量
預託線量当量を含む、７日間よ50 mSv（12 歳以下の小児及び妊婦）
り長期にわたる放射性ヨウ素
250 mSv（13～45 歳）の被ばく－

出典：BMU Basic Recommendations for Disaster Response in Areas Surrounding Nuclear
Facilities. (1998)④フランスの防護対策指標
防護措置
屋内退避
避難
ヨウ素剤の予防服用

防護措置により回避される線量10 mSv
50 mSv
100 mSv

出 典 ： OECD/NEA Short-term Countermeasures in Case of a Nuclear or Radiological
Emergency. (2003)- 92 -

（付属資料８）昭和５５年６月策定時資料

屋内退避等の有効性について

大気中を拡散してきた放射性物質からの被ばくを低減するためには、放射性物質から遠ざかることが最も効果的である。しかしながら、混乱の発生のおそれ等を考慮すれば、被ばくを低減するための簡便な防護対策としての屋内退避が有効であると考えられる。屋内退避措置は、周辺住民が屋内に入り、建物の気密性を高め、口及び鼻をタオル等で保護することをいう。
屋内退避の有効性は、外部全身被ばくについては、大気中に浮遊している放射性物質並びに地表面及び建物に降下した放射性物質からのガンマ線に対する建物による遮蔽性能に、また内部被ばくについては、浮遊放射性物質の吸入を低減するための建物の気密性並びに口及び鼻をタオル等で保護する方法の効果にそれぞれ依存する。これらの効果について、めやすとして、ＩＡＥＡがまとめたものを表１、２、３に例示する。
甲状腺被ばくは、放射性ヨウ素の吸入に原因することから外部全身被ばくの場合と異なり木造家屋あるいはコンクリート造りの建物のような構造そのものによる差はあまりなく、建物内への放射性ヨウ素の侵入をいかに防止するかという気密性に依存する。米国環境保護庁の研究によれば、気密性の高い建物に避難すると２０分の１から７０分の１に、通常の換気率の建物に避難すると４分の１から１０分の１に甲状腺線量が低減することが示されている。さらに、これらの甲状腺被ばくは口及び鼻をタオル等で保護することによって、表３に示すように低減される。

（参考文献）
Planning For Off-Site Response to Radiation Accidents in Nuclear Facilities（IAEA-TECDOC-225）- 93 -

表 － １
浮遊放射性物質のガンマ線による被ばくの低減係数

場

所

低減係数

屋外
自動車内
木造家屋
石造り建物
木造家屋の地下室
石造り建物の地下室
大きなコンクリート建物（扉及び窓から離れた場合）

１．０
１．０
０．９
０．６
０．６
０．４
０．２以下

表 － ２
沈着した放射性物質のガンマ線による被ばくの低減係数

場

所

理想的な平滑な面上１ｍ（無限の広さ）
通常の土地の条件下で地面から１ｍの高さ
平屋あるいは２階だての木造家屋
平屋あるは２階だてのブロックあるいは煉瓦造りの家屋
その地下室
各階が約４５０～９００ｍ２の面積の３～４階だて建物１階及び２階
その地下室
２各階の面積が約９００ｍ 以上の多層建築物上層
その地下室- 94 -

低減係数
１．００
０．７０
０．４０
０．２０
０．１０以下
０．０５
０．０１
０．０１
０．００５

表 － ３
家庭内及び個人が利用可能なものによって口及び鼻の保護を行った場合の１～５μｍの微粒子に対する除去効率物

質

男性用木綿ハンカチーフ
トイレットペーパー
男性用木綿ハンカチーフ
男性用木綿ハンカチーフ
けばの長い浴用タオル
けばの長い浴用タオル
モスリンのシーツ
ぬれたけばの長い浴用タオル
ぬれた木綿のシャツ
木綿のシャツぬれた女性用木綿ハンカチーフ
ぬれた男性用木綿ハンカチーフ
ぬれた木綿衣服
女性用木綿ハンカチーフ
レイヨンスリップ
木綿衣服
木綿のシャツ男性用木綿のハンカチーフ

折りたたみ数

除去効率

１６
３
８
しわくちゃにする
２
１
１
１
１
２
４
１
１
４
１
１
１
１

９４．２％
９１．４
８８．９
８８．１
８５．１
７３．９
７２．９
７０．２
６５．９
６５．５
６３．０
６２．６
５６．３
５５．５
５０．０
４７．６
３４．６
２７．５

注） 表３は、一般公衆が家庭内の手近にある布や衣類を使用した場合のエアロゾルの除去効率のめやすを示すものである。この除去効率は、人の呼吸方法及び衣類の使用方法によって大きく変りうるものであることに留意すべきである。なお、防災業務関係者の保護具としては、専用の防護マスクを準備すべきである。

- 95 -

（付属資料９）第２９回原子力発電所等周辺防災対策専門部会（平成１１年３月３１日）
資料２９－２に基づく

防災業務関係者の放射線防護に係る指標について(1) 指標作成にあたっての基本的考え方
指標を作成するに際しては、以下のＩＣＲＰ勧告やＩＡＥＡの報告書に示されている緊急作業に係る防護体系の考え方を参考にするとともに、国内関係法令及び放射線審議会の意見具申も考慮し、検討を行った。
① 国際放射線防護委員会の１９９０年勧告（ICRP Publication 60）② 放射線緊急時における公衆の防護のための介入に関する諸原則（ICRP Publication 63（1992年））③ 作業者の放射線防護に対する一般原則（ICRP Publication 75（1997年））④ 原子力又は放射線緊急時の介入基準（IAEA SAFETY SERIES No.109(1994年)）⑤ 基本安全基準（ＢＳＳ）－電離放射線に対する防護及び放射線源の安全に関する国際
基本安全基準－（IAEA SAFETY SERIES No.115(1996年)）⑥ ＩＣＲＰ １９９０年勧告（ICRP Publication 60）の国内制度等への取入れについて（意見具申 平成１０年６月 放射線審議会）⑦ 国内関係法令○ 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律○ 放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律○ 電離放射線障害防止規則○ 人事院規則１０－５（職員の放射線障害の防止）(2) 防災業務関係者の定義について
防災業務関係者とは、具体的には以下の活動を実施する者のことである。
○ 周辺住民に対する広報・指示伝達、周辺住民の避難誘導、交通整理、放射線モニ
タリング、医療措置、原子力施設内において災害に発展する事態を防止する措置
等の災害応急対策活動を実施する者、及び放射性汚染物の除去等の災害復旧活動を実施する者- 96 -

（付属資料１０）
平成１９年５月改訂時資料

ＳＰＥＥＤＩネットワークシステムを用いた予測線量の算定について

緊急時において、適切な防護対策を実施するためには、予測線量を迅速に得ることが必要となる。
緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム（ＳＰＥＥＤＩネットワークシステム）
は、地形の影響を考慮して、放出源情報、気象情報等を基にして、放射性プルームの移流拡散の状況を計算し、希ガス等からの外部被ばくによる実効線量、ヨウ素の吸入による甲状腺
等価線量等を表示用端末機の画面上に図示することができる。
このシステムでは、緊急事態の発生したサイトに係る情報（放出核種、放出量等）、各地方公共団体の連続モニタのシステムの気象観測情報、気象庁の数値予報格子点データ及びアメ
ダス情報等を入力することにより、風向・風速等の予測処理と、それに基づく放射性プルー
ムの移流拡散の状況を計算する。緊急時には、文部科学省からの指示により計算結果等の表示を行い、原子力災害対策本部等の関係機関においてこれらを活用することができる。
なお、表示されるデータの例を以下に示す。
「外部被ばくによる実効線量」

出典：緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム SPEEDI（文部科学省）- 97 -

（付属資料１１）
第４３回原子力発電所等周辺防災対策専門部会（平成１３年１月２５日）
資料４３－５に基づく

空間放射線量率分布及び濃度分布の特徴

１．放射性希ガス、ヨウ素による地上における空間放射線量率分布及び濃度分布には概ね以下に述べるような特徴があり、これに留意して影響範囲の推定、防護対策の立案を行うことが肝要である。
(1) 空間放射線量率は放出率及びガンマ線の実効エネルギーに比例し、風速に逆比例する。
また、濃度は放出率に比例し、風速に逆比例する。
(2) 地表面放出の場合は空間放射線量率及び濃度とも放出源から風下方向に距離をとることによって減少する。
(3) 地表面からある高さをもって放出する場合は、
i) 空間放射線量率及び濃度とも、放出高が高い程減少する。
ii) 空間放射線量率については、その最大値の出現地点は、放出源から約１ｋｍの範囲内である。距離による減少割合は大気が安定である程小さい。
iii) 濃度については、その最大値の出現地点は、大気が安定している場合には放出源により遠方に、不安定な場合には近傍に出現する。

２．放射性プルームのガンマ線による空間放射線量率を求める基本式から算出された空間放射
線量率分布図の例を示す。図１は、放射性プルームが最も拡散しにくく遠くまで到達する大気安定度Ｆ型の場合の１００ｍ放出高さの場合、図２は、逆の傾向を示す大気安定度Ａ型の１００ｍ放出高さの場合である。図３は、大気安定度Ｆ型地表面放出、図４は、大気安定度
Ａ型地表面放出の場合である。
これらの図から、避難措置をとる場合、風下軸方向に対して直角方向に移動すれば、大きな被ばく低減効果があることが知られる。

（参考文献）
排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等ガンマ線量率分
布図（Ⅱ）、1990年、JAERI-M 90-206- 98 -

- 99 -

- 100 -- 101 -- 102 -（付属資料１２）「原子力災害時における安定ヨウ素剤の予防服用について」（平成１４年４月）抜粋

周辺住民等に対する安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策について

広島、長崎の原爆、マーシャル諸島における核爆発実験、チェルノブイリ原子力発電所事故等の調査結果及びヨウ素と人に係る生理学的、病理学的な知見を踏まえ、放射性ヨウ素による甲状腺の内部
被ばくに対する防護対策について、基本的な考え方を以下に示す。

(1)

原子力災害時に放出された放射性ヨウ素の吸入による甲状腺への影響が著しいと予測された場合、安定ヨウ素剤を予防的に服用すれば、甲状腺への放射性ヨウ素の集積を効果的に抑制し、甲状腺への障害を低減できることが報告されている。このため、災害対策本部の判断により、屋内退避や避難の防護対策とともに、安定ヨウ素剤を予防的に服用することとする。
(2)

放射線被ばくによる甲状腺への影響は、甲状腺がんと甲状腺機能低下症がある。被ばく後の甲状腺がんの発生確率は、乳幼児の被ばく者で増加する場合があるが、４０歳以上では増加しないため、年齢に応じて、安定ヨウ素剤の服用対象を定める必要がある。
特に、新生児、乳幼児等には、安定ヨウ素剤服用の措置について最優先とすべきである。
これに対し、甲状腺機能低下症はしきい線量以上の被ばくで生じるため、甲状腺機能低下症に対する安定ヨウ素剤予防服用については、しきい線量の概念を導入することとする。
(3)

安定ヨウ素剤の服用による副作用は稀であるが、副作用を可能な限り低減させるた

め、年齢に応じた服用量を定めるとともに、服用回数は原則１回とし、連用はできる限
り避ける。
(4)

安定ヨウ素剤の服用により、重篤な副作用のおそれがある者には、安定ヨウ素剤を服用させないよう配慮し避難を優先させる。
これらの考え方に基づいた「安定ヨウ素剤予防服用に当たって」を以下に示す。

- 103 -

安定ヨウ素剤予防服用に当たって災害対策本部が、安定ヨウ素剤予防服用の措置を講じた場合、誤った服用による副作用を避けること、安定ヨウ素剤を的確に管理すること及び周辺住民等が確実か
つ可及的速やかに服用することが必要である。このため、実際的には、周辺住民の家庭等に、あらかじめ安定ヨウ素剤を事前に配布するのではなく、周辺住民等が退避し集合した場所等において、安定ヨウ素剤を予防的に服用する。
(1)

服用対象者
４０歳未満を対象とする。
ただし、以下の者には安定ヨウ素剤を服用させないよう配慮する。
・ ヨウ素過敏症の既往歴のある者
・ 造影剤過敏症の既往歴のある者
・ 低補体性血管炎の既往歴のある者又は治療中の者
・ ジューリング疱疹状皮膚炎の既往歴のある者又は治療中の者
安定ヨウ素剤の配布時に、パンフレット等に上記４項目を記載し、これらの項目に該当しない者に、安定ヨウ素剤を配布する。

(2)

服用回数
１回を原則とする。
なお、２回目の服用を考慮しなければならない状況では、避難を優先させること。

(3)

服用量及び服用方法
以下の表に示す。
対象者

ヨウ素量

ヨウ化カリウム量

新生児（注１）

12.5 mg16.3 mg

生後１ヶ月以上３歳未満（注１）25 mg

32.5 mg

３歳以上１３歳未満（注２）

38 mg

50 mg

76 mg

100 mg１３歳以上４０歳未満 （注
３）

(注１)

新生児、生後１ヶ月以上３歳未満の対象者の服用に当たっては、医薬品ヨウ化カリウムの原薬（粉末）を水（滅菌蒸留水、精製水又は注射用水）に溶
解し、単シロップを適当量添加したものを用いることが現時点では、適当で
ある。

(注２)

３歳以上１３歳未満の対象者の服用に当たっては、３歳以上７歳未満の対象者の服用は、医薬品ヨウ化カリウムの原薬（粉末）を水（滅菌蒸留水、精製水又は注射用水）に溶解し、単シロップを適当量添加したものを用いることが現時点では、適当である。また、７歳以上１３歳未満の服用に当たっては、医薬品ヨウ化カリウムの丸薬１丸（ヨウ素量３８ｍｇ、ヨウ化カリウム
量５０ｍｇ）を用いることが適当である。

(注３)

１３歳以上４０歳未満の対象者の服用に当たっては、医薬品ヨウ化カリウ- 104 -

ムの丸薬２丸（ヨウ素量７６ｍｇ、ヨウ化カリウム量１００ｍｇ）を用いる
ことが適当である。

(注４)

なお、医薬品ヨウ化カリウムの製剤の実際の服用に当たっては、就学年齢を考慮すると、７歳以上１３歳未満の対象者は、概ね小学生に、１３歳以上の対象者は、中学生以上に該当することから、緊急時における迅速な対応のために、小学１年～６年生までの児童に対して一律、医薬品ヨウ化カリウムの丸薬１丸、中学１年以上に対して一律、医薬品ヨウ化カリウムの丸薬２丸を採用することが実際的である。また、７歳以上であっても丸薬を服用できない者がいることに配慮する必要がある。

(注５)

４０歳以上については、放射性ヨウ素による被ばくによる甲状腺がん等の発生確率が増加しないため、安定ヨウ素剤を服用する必要はない。

(注６)

医薬品ヨウ化カリウム、滅菌蒸留水、精製水、注射用水、単シロップ等は、
原子力災害時に備え、あらかじめ準備し、的確に管理するとともに、それらを使用できる期限について注意する。

- 105 -

（付属資料１３）
第３回防災指針検討ワーキンググループ（平成１８年８月２日）
防ＷＧ第３－４号に基づく

ＩＡＥＡ文書において示された予防的措置範囲（ＰＡＺ）について

１．PAZ について
（１） 定義予防的措置範囲（PAZ：Precautionary Action Zone）については、IAEAの安全要件
GS-R-2及び安全指針GS-G-2.1（DS105）において、確定的影響のリスクを低減するため、施設の状況に基づいて放出前又は直後に、予防的緊急防護措置を実施するための整備がなされていなければならない区域として提案されているところ。
（２） 対象施設
原子力発電所等（３） 範囲（半径）
熱出力に応じて、二段階に設定。
出力＞1000 MW(th)3～5 km

出力100～1000 MW(th)0.5～3 km

なお、範囲の設定に関して、以下について留意するよう規定されている。
• 提案されている半径は、一般的な分析に基づいたものであり、各加盟国独自の視点で適切な範囲の大きさを決定するために個別の分析を行ってもよい。
• 施設を囲むほぼ円形のエリアにすべきであるが、対応時に簡単に特定できるようにする
ために、その境界を、適宜、土地境界標識（道路または川など）によって定めるべきである。
（４） 実施される防護措置内容
周辺住民への確定的影響の防止又は低減を目的として、放出前又は放出直後にPAZ内の住民の屋内退避、避難等を実施。

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２．我が国における現状z

PAZに相当する範囲の設定については、現行の防災指針に規定はないものの、「防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲」として、EPZの考え方が既に導入されている。

z

防災指針の5-3節(1)屋内退避及び避難等に関する指標において、「・・・上記指標に応じて異常事態の規模、気象条件を配慮した上、ある範囲を定め、段階的に実施されることが必要である。」としていることから、現行の防災指針に基づき、IAEA文書において示された防護対策を柔軟に実施可能。

z

上記記述に基づき、既に現行の防災指針に基づくEPZ内における対応として、各地方公共団体の実情に応じて、施設の状態の基づいた放出前又は直後の防護対策に係る訓練が行われているところ。（ただし、防護対策の実施範囲については、放出予測・拡散予測等に基づき設定。実績は以下の通り）
原子力災害対策特別措置法に基づく原子力総合防災訓練における実績
屋内退避及び

年度

日時

対象施設

避難範囲

H１２

１０月２８日島根

実施（放出前）

1kmの円を中心とするキーホール型

H１３

１０月２７日泊

実施（放出前）

1kmの円を中心とするキーホール型

H１４

１１月７日

大飯

実施（放出前）2kmの円を中心とするキーホール型

H１５

１１月２６日玄海

実施（放出前）2kmの円を中心とするキーホール型

避難の実施

H１６

新潟県中越地震発生のため中止

H１７

１１月９、１０日

柏崎刈羽

実施（放出前）2kmの円を中心とするキーホール型

H18

１０月２５、２６日

伊方実施（放出前）2kmの円型

平成１７年度の自治体主催の原子力防災訓練における実績
対象施設

原子力発電所

訓練回数

屋内退避及び

特記事項

避難の実施

８回

実施（放出前）

３回

実施せず

１１回

避 難 範 囲 は １ ～ ３ km の 円 を 中 心 と す る
キーホール型
原災法10条事象まで
青森県六ヶ所（日本原燃㈱再処理事業所）、

核燃料施設

２回

実施（放出後）茨城県（三菱原子燃料㈱）を対象- 107 -

（付属資料１４）
第３９回原子力発電所等周辺防災対策専門部会（平成１２年４月１４日）
資料３９－３

飲食物摂取制限に関する指標について「５－３ 防護のための指標」の表３に示した値の算出についての考え方を以下に示す。

① 放射性ヨウ素について
ＩＣＲＰ Publication 63 等の国際的動向を踏まえ、甲状腺（等価）線量５０ｍＳv／年を基礎として、飲料水、牛乳・乳製品及び野菜類（根菜、芋類を除く。)の３つの食品カテゴリーについて指標を策定した。なお、３つの食品カテゴリー以外の穀類、肉類等を除いたのは、放射性ヨウ素は半減期が短く、これらの食品においては、食品中への蓄積や人体への移行の程度が小さいからである。
３つの食品カテゴリーに関する摂取制限指標を算定するに当たっては、まず、３つの食品カテゴリー以外の食品の摂取を考慮して、５０ｍＳv／年の２／３を基準とし、これを３つの食品カテゴリーに均等に１／３ずつ割り当てた。次に我が国における食品の摂取量を考慮して、それぞれの甲状腺（等価）線量に相当する各食品カテゴリー毎の摂取制限指標（単位摂取量当たりの放射能）を算出した。

② 放射性セシウムについて
放射性セシウム及びストロンチウムについても飲食物摂取制限の指標導入の必要性が認識されたことを踏まえ、全食品を飲料水、牛乳・乳製品、野菜類、穀類及び肉・卵・魚・その他の５つのカテゴリーに分けて指標を算定した。
指標を算定するに当たっては、セシウムの環境への放出には８９Ｓｒ及び９０Ｓｒ（１３７Ｃｓと９０Ｓｒの放射能比を０.１と仮定）が伴うことから、これら放射性セシウム
及びストロンチウムからの寄与の合計の線量をもとに算定するが、指標値としては放射能分析の迅速性の観点から１３４Ｃｓ及び１３７Ｃｓの合計放射能値を用いた。
具体的には、実効線量５ｍＳv／年を各食品カテゴリーに均等に１／５ずつ割り当て、さらに我が国におけるこれら食品の摂取量及び放射性セシウム及びストロンチウムの寄与を考慮して、各食品カテゴリー毎に１３４Ｃｓ及び１３７Ｃｓについての摂取制限指標を算出した。

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③ ウラン元素について
核燃料施設の防災対策をより実効性あるものとするため、ウランについて我が国の食生活等を考慮して指標を定めるとの方針のもとに、実効線量５ｍＳv／年を基礎に、全食品
を飲料水、牛乳・乳製品、野菜類、穀類及び肉・卵・魚・その他の５つのカテゴリーに分けて指標を算定した。
指標を算定するに当たっては、５％濃縮度の２３５Ｕが全食品に含まれ、これが５ｍ
Ｓv／年に相当すると仮定し、さらに我が国における食品の摂取量を考慮して、各食品カ
テゴリー毎に飲食物摂取制限に関する指標を算出した。

④ プルトニウム及び超ウラン元素のアルファ核種について
再処理施設の防災対策をより実効性あるものとするため、ＩＡＥＡの「電離放射線に対する防護及び放射線源の安全に関する国際基本」（ＢＳＳ）に記載されているアルファ核
種（アメリシウム、プルトニウム等）について我が国の食生活等を考慮して指標を定めるとの方針のもとに、実効線量５ｍＳv／年を基礎に、全食品を飲料水、牛乳・乳製品、野菜類、穀類及び肉・卵・魚・その他の５つのカテゴリーに分けて指標を算定した。
指標を算定するに当たっては、多種類のアルファ核種が共存して放出される可能性があるので、核種毎に指標を作成することはせず、アルファ核種が全食品に含まれ、これが５
ｍＳv／年に相当すると仮定し、さらに我が国における食品の摂取量を考慮して、各食品カテゴリー毎に飲食物摂取制限に関する指標を算出した。

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（付属資料１５）
平成２２年月改訂時資料

防災指針の制定及び改訂の経過

１．昭和５５年６月：昭和５４年３月に発生した米国スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原子力発電所の事故を契機に「原子力発電所等周辺の防災対策について」を決定した。
２．平成元年３月：国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）１９７７年勧告の国内法令への取入れに伴う、ＳＩ単位の導入、関連する用語の変更等を行った。
３．平成４年６月：緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム（ＳＰＥＥＤＩネット
ワークシステム）の取入れ等に伴う改訂を行った。
４．平成１０年１１月：国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）
等の国際的動向を踏まえ、飲食物摂取制限に関する指標の改訂を行った。
５．平成１１年９月：国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）勧告や国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の報告書に示されている緊急作業に係る防護体系の考え方等を参考に、
防災業務関係者の放射線防護に関する指標を追加するとともに、防護対策の実効性を考慮して、屋内退避及び避難等に関する指標の改訂を行った。
６．平成１２年５月：平成１１年９月３０日に発生したＪＣＯ東海事業所臨界事故を契機として、同年１２月に制定された「原子力災害対策特別措置法」に基づいた内容の追加、改訂等を行った。また、防災指針の表題を「原子力発電所等周辺の防災対策について」から「原子力施設等の防災対策について」に変更した。
７．平成１３年３月：国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）１９９０年勧告の取入れに伴い核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の関係法令の改正がなされることに合わせ、主に、「実効線量当量」を「実効線量」に、「組織線量当量」を「等価線量」に変更するなど用語の改訂とともに、内部被ばくに係る線量係数（Sv/Bq）の変更に伴う改訂を行った。
８．平成１３年６月：臨界事故による被ばく患者に対する緊急被ばく医療の経験を踏まえ、緊急被ばく医療をより実効性のあるものとし、国、地方公共団体、原子力事業者等の医療に携わる者の責務等の明確化を行った。
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９．平成１４年４月：原爆被災者に対する長期追跡調査から得られた科学的知見及びチェル
ノブイリ原子力発電所事故の調査結果等を踏まえ、安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策について改訂を行った。
10．平成１４年１１月：ＪＣＯ事故における経験、地震災害等の自然災害における経験等を踏まえ、原子力災害時におけるメンタルヘルス対策について改訂を行った。
11．平成１５年７月：緊急被ばく医療体制における地域ブロック化について改訂を行った。
12．平成１９年５月：国際原子力機関（ＩＡＥＡ）等の国際的動向を踏まえ、本指針の目的、対象施設等をより明確化するとともに、予防的な防護措置の有効性について記載した。また、原子力災害対策特別措置法や原子力安全委員会の関連する他の指針との重複部分について整理を行った。
13．平成２０年３月：「環境放射線モニタリング指針」（平成２０年原子力安全委員会）の決定に伴い、参照すべき指針の名称の変更を行った。
14．平成２０年１０月：「緊急被ばく医療のあり方について」（平成１３年６月原子力安全委員会原子力発電所等周辺防災対策専門部会）の改訂に伴い、緊急被ばく医療に係る記載の修正を行った。
15．平成２２年８月： 平成２２年５月に使用済燃料貯蔵の事業許可が行われたことを受け、本指針の対象となる原子力施設に使用済燃料貯蔵施設を加えるとともに、最低限のEPZの考え方(付属資料４ V(1))の適用により、同施設のE
PZのめやすの距離を約50メートルとする記載を追加した。

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