2 9 原 機 （ 大 福 材 ） 0 1 6
平 成 3 0 年 2 月 1 4 日
原子力規制委員会

殿

住所

茨城県那珂郡東海村大字舟石川 765 番地 1

名称

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

代表者の氏名

理事長

児玉

敏雄

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について標記の件について、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律
第 62 条の 3 に基づき、平成 29 年 6 月 19 日付け 29 原機（大福材）007、平成
29 年 7 月 21 日付け 29 原機（大福材）009、平成 29 年 9 月 29 日付け 29 原機（大福材）010 及び平成 29 年 12 月 27 日付け 29 原機（大福材）014 をもって提出した報告書について、別紙のとおり補正いたします。

別紙：原子力施設故障等報告書

以上別紙
原子力施設故障等報告書
平成 30 年 2 月 14 日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
件

名

事象発生の日時
事象発生の場所
事象発生の原子力施設名称

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について
発生日時

平成 29 年 6 月 6 日（火）11 時 15 分頃

判断日時

平成 29 年 6 月 7 日（水）13 時 00 分

燃料研究棟分析室（管理区域）
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究開発センター（北地区）燃料研究棟
平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分頃、燃料研究棟分析室（以下「108 号室」という。
）フード（H-1）において、核燃料物質を収納したプルト
ニウム・濃縮ウラン貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。）の点検等
作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入したビニルバック（以下「樹脂製の袋」という。）が破裂した。108 号室内において作業員がα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査を行った結果、作業員 5 名（作業員 A～E）全員に汚染があることを確認した。
作業員からの聞き取り情報に基づくと、事故発生時の状況は以下のとおり。
作業員 E（フード（H-1）での作業員）が貯蔵容器の 6 本のボルトのうち 4 本を対角線上に外した後、残り 2 本のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり、「シュ」という貯蔵容器内圧の抜ける音がした。このため、作業員 E は蓋と貯蔵容器本体のすき間について全周のスミヤをとり、汚染がないことを確認した。全周のスミヤで汚染がないことが確事象の状況認できたことから、作業員 E は引き続き作業を進めることを判断し、片手で蓋を持ちながら残り 2 本のボルトを外したところ、樹脂製の袋が破裂した。作業員 E はその後蓋をフード内に置いた。破裂の際、作業員 E は腹部に風圧を感じた。また、ほかの作業員 4 名も含め全員が破裂音を聞いた。半面マスク越しではあるが、作業員 E は異臭がないことを確認した。また、作業員 E がゴム手袋越しに貯蔵容器に触れた
ところ、温度上昇は認められなかった。
事故発生後は、汚染の拡大を防止するため、108 号室入口廊下側にグリーンハウスを設置するとともに、108 号室から建家外への非常口
扉に外側から目張りを実施した。
平成 29 年 6 月 6 日 14 時 30 分に作業員は 108 号室からグリーンハ
ウスへの退室を開始した。退室時のグリーンハウス内における身体汚
染検査の結果、5 名の特殊作業衣等に汚染（最大 322 Bq/cm2 以上（α線））を確認し、慎重に半面マスクを交換後、特殊作業衣等の脱装を実施した。作業員 5 名のうち 4 名に皮膚の汚染を、うち 3 名から鼻腔i

内の汚染（最大 24 Bq（α線））を確認した。作業員の 108 号室からグ
リーンハウスへの退室時における身体汚染検査結果から、平成 29 年 6
月 6 日 16 時 27 分に 108 号室を立入制限区域に設定した。
皮膚の汚染を伴う作業員は管理区域内にある除染用のシャワー室
で除染を行った。除染は、中性洗剤、固形石鹸、液体石鹸、シャンプ
ー、鼻洗浄キット等を用いて実施し、除染補助者による汚染検査の結果、汚染が検出された場合は除染補助者の協力を得て除染を繰り返し、汚染が検出されなくなった時点で、放管員の身体サーベイによる最終確認検査を受け、検出限界（0.013 Bq/cm2(α線)）以下であることを確認して管理区域から退域した。
シャワー室における除染に先立ち、シャワーが使用できることを確認した後に除染を開始したが、1 人目の除染開始後、1〜2 分経過してシャワーの流量が減少した。このため、ホースにより燃料研究棟機械室から工業用水（ろ過水）をシャワー室に引き、水を用いた除染を再開した。2 人目は、シャワーの流量が回復したため、シャワーを用いて除染を行った。3 人目以降は、再びシャワーの流量が低下したため、ホースを用いて除染を行った。
作業員 5 名のうち 3 名が補助線量計であるポケット線量計を装着しており、その読み取り値は 2 µSv（作業員 B）、3 µSv（作業員 D）、60 µSv（作業員 E）であった。作業員 5 名を核燃料サイクル工学研究所へ搬送し、緊急に実施すべき医療処置（キレート剤：Ca-DTPA の投与等）の判断に資するため肺モニタ測定を行った。その結果、Pu-239 とAm-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq と評価されたため、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所（以下「量研

放医研」という。）の支援を受け、体内に取り込まれた Pu 等の体外排泄を促進させる目的でキレート剤を投与した。平成 29 年 6 月 7 日、作業員 5 名を量研 放医研に搬送し、体表面の再除染、肺モニタ測定等を含む医療処置を受けさせた。
作業員 5 名の核燃料サイクル工学研究所において実施した肺モニタの測定結果から、Pu-239 及び Am-241 について、最大で 2.2×104 Bq
及び 2.2×102 Bq と評価されたことから、管理区域に立ち入る放射線業務従事者について計画外の被ばくがあったときの報告基準である 5
mSv を超え、又は超えるおそれがあること、また、作業員 5 名の汚染状況から、108 号室の床等の表面密度が大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定（以下「保安規定」という。）に定める立入制限区域指定基準（α核種：4 Bq/cm2）を超えるおそれがあることから、平成 29 年 6 月 7 日 13 時 00 分、本事象を核原料物質、
核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の 3 に基づく法令
報告事象と判断し、13 時 27 分、原子力規制庁に報告した。

ii

108 号室の表面密度については、平成 29 年 6 月 7 日に床面を測定した結果、最大 55 Bq/cm2（α線）、3.1 Bq/cm2（β(γ)線）の汚染を 18
時 55 分に確認した。また、108 号室の線量当量率は、最大で 2 µSv/hであった。108 号室へ出入りする管理区域内の廊下及び 108 号室から建家外への非常口の外側については、汚染がないことを確認した。
（別添参照）
事故の原因究明に係る対応では、樹脂製の袋の破裂に関して、破裂時の状況調査結果、作業員への聞き取り調査結果、有機物の放射線分解に関する検証試験結果等を基にフォルトツリー解析を行った。その結果、樹脂製の袋の破裂に至った原因は「内部でのガス発生」であり、Pu からのα線により「混入有機物（エポキシ樹脂）」、「ポリ容器」
及び「混入水分」が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張したことが要因であることを推定した。さらに、貯蔵容器
内容物及び飛散物の詳細な調査を行った結果、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるものであることを特定した。樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオに基づいて 21
年間の貯蔵期間における樹脂製の袋の内圧を計算した結果、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧以上であることを確認した。
室内汚染検査のスミヤろ紙及び Pu ダストモニタフィルタの測定・評価、作業員が装着していた半面マスクの調査及び半面マスクの防護性能の調査を実施し、放射性物質の摂取に至った原因を以下のとおり
事象の原因

推定した。
・半面マスクは、顔面等に付着した放射性物質の接顔部からマスク内部への侵入を防ぐ性能は有していない。このため、破裂時の密着性低下、会話／発汗等による密着性の低下により、顔面等に付着した
Pu 等の放射性物質が接顔部からマスク内へ入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
・脱装時の半面マスクの交換等において、拭き取り等の処置をせずに顔面等が汚染した状態のままで半面マスクを取り換えるなど、放射性物質の摂取を防止するための対応が十分ではなかったため、頭部及び顔面に付着していた Pu 等の放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
本事故が発生した直接的な原因については、当時の状況を調査するとともに、汚染と被ばくに至った原因分析を行った。具体的には、「樹
脂製の袋の破裂の主な原因は、Pu からのα線と「混入有機物（エポキ
シ樹脂）」によるものであること」及び放射性物質の摂取に至った推定原因は、「顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部から入り込
み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い」ことのほか、関係者へ

iii

の聞き取り調査の結果を踏まえ、5 項目の問題となる事象を抽出した。
その上で、抽出した問題の背後にある要因を分析し、12 項目の直接的な原因を明らかにした。
以下に、抽出した 5 項目の問題となる事象（(1)～(5)）及び 12 項
目の直接的な原因（①～⑫）を示す。
(1)

X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂を除去せず封入していた、またその情報が引き継がれていなかった。
①

初代プルトニウム技術開発室長は、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物
質の状態の記録についてルール化し引継ぎする必要があったが、計量管理の核燃料物質所内移動票（燃料研究棟内移動票を含む。）
で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった。

②

初代プルトニウム技術開発室長は、X 線回折測定済試料を酸化加熱処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引継ぎする必要があったが、炭窒化物燃料等は安定化処理のための酸化加熱処理を徹底してきたことから、X 線回折測定済試料も同様に酸化加熱処理するものと考えルール化していなかった。

③

平成 2 年頃、プルトニウム技術開発室長は、プルトニウム技術開発室及び実験しているプルトニウム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、初代
プルトニウム技術開発室長から引き継いだ有機物と混在した核燃料物質の酸化加熱処理の中止を決定した。これ以降、X 線回折
測定済試料の酸化加熱処理は行われてこなかった。

④

平成 3 年 10 月、プルトニウム技術開発室長は、放射線安全取扱
手引の貯蔵の条件を考慮し X 線回折測定済試料を酸化加熱処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3 貯蔵の条件(4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、X 線回折測定試料のエポキシ樹脂は Pu の放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化加熱処理をしないまま貯蔵していた。
⑤

平成 8 年、プルトニウム技術開発室長は、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで、酸化加熱処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、マニュアル等においてその記録を残し定期的な点検を指示する等の改善をしていなかった。そのため、これ以iv

降、貯蔵状況の改善や定期的な点検は実施されてこなかった。
核燃料物質の安定化及び貯蔵並びにその情報の引継ぎに関する事
項がルール化されていなかった点について、当時の保安規定に「手引の作成」に関する明確な要求はなかったが、作業を実施する上でそれらの対応に係る手引を定めておくべきであった。現在は、保安規定第
7 編第 2 条「手引の作成」に基づき下部要領「燃料研究棟使用手引」
及び「燃料研究棟本体施設作業要領」に「核燃料物質の管理に関する事項」を規定しているが、その中に情報の引継ぎに関する事項が定められていないことから、当該手引を改善する必要がある。
また、X 線回折測定済試料からガスの発生が知られていたエポキシ樹脂を除去せず封入していた点については、貯蔵を開始した当時から現在に至るまで、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に定める貯蔵時の条件「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」
が考慮されていなかった。このことは、当時の保安規定第 6 編第 24
条及び現在の保安規定第 7 編第 19 条「核燃料物質の貯蔵」に関する事項に抵触する。
(2) 核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった。
⑥

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試
験課長は、国際原子力機関（以下「IAEA」という。）や米国エネルギー省（以下「DOE」という。）で示された Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、Pu を取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった。このため、燃料研究棟における核燃料物質の貯蔵において、金属容器への保管や有機物を含めない等の改善が行われてこなかった。
核燃料物質の保管に関して、過去において Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった点について
は、当時の保安規定には予防処置に関する明確な要求はなかったが、不適合の発生を予防する上で、核燃料物質の貯蔵・取扱いに関する技
術情報を収集し、手引に反映しておくべきであった。現在は、保安規定第 1 編第 18 条「予防処置」の第 2 項に関して下部要領「大洗研究開発センター品質保証に係る不適合管理並びに是正処置及び予防処置要領」に「予防処置の計画及び実施に関する事項」を規定しているが、結果として技術情報が反映されなかったことから、予防処置の手順を改善する必要がある。

v

(3)

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。
⑦

燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等
から核燃料物質を貯蔵施設に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、核燃料物質の入った内容器等を確認する場合
は、フード以外のセル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含
む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計
画書（非定常作業計画書）を作成していなかった。

⑧

福島燃料材料試験部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、安全・核セキュリティ統括部から平成 29 年 1 月 26 日に「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった。
貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する作業計画作成の際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった点については、保安規定の下部要領「燃料研究棟本体施設・特定施設作業要領」及び計画立案時点での情報に基づいて作業計画を立てたが、貯蔵容器内容物の安定化に係る情報が正確ではなく、結果として事故の発生を想定できなかったことから、保安規定第 2 編
第 16 条「放射線作業計画」の第 2 項第 2 号から第 4 号「作業場所、
作業内容及び放射線防護具の検討」の手順を改善する必要がある。
また、「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」の中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に燃料研究棟関係者が気付けなかった点については、前項(2)の予防処置に関する事項と同様に技術情報が反映されておらず、予防処置の手順を改善するべきであった。
(4)

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がりvi等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した。
⑨

作業員 E は、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がした際に、作業を一旦停止して、ガスが発生している可能性を想定し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイント（作業中断点）を定めていなかったた
め、異常と認識できず残りのボルトを外して蓋を開けても問題ないと考えてしまった。
貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなったことを放射線分解ガスに起因する異常と認識できずに作業を継続した点については、ホールドポイントが定められていなかったため作業員の判断で貯蔵容器の汚染検査をするにとどまり、結果として作業を中断できず作業計画を見直せなかったことから、保安規定第 2 編第 16 条「放射線作業計画」の立案に当たり、「作業の内容の検討」の手順を改善する必要がある。
(5)

作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した（作業計画に関する原因は(3)⑦に関連する。）。
⑩

作業員 E は、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや
固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかった。

⑪

放射線管理第 2 課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、特殊作業衣を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言することが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった。

⑫

福島燃料材料試験部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置する
ような室内全域に及ぶ汚染事故を想定していなかった（グローブvii

のピンホールによるスポット汚染等軽微な事象が想定の範囲であった。）ことから、資材調達や設営作業に手間取った。
作業員が事故で飛散した核燃料物質を吸入摂取した点については、(3)⑦のとおり計画段階において今後改善していく必要があるが、事故直後に顔面近傍の汚染が除去されず皮膚に付着した核燃料物質が半面マスクの内側に侵入したことについては、保安規定第 2 編第 19
条の 2「身体に汚染を認めた場合の措置」の第 4 項「汚染の除去」に対して改善の余地がある。
また、グリーンハウスの設営に時間を要したことについては、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験部事故対策要領」に事故対応を迅
速かつ適切に遂行できるよう、あらかじめ防護機材の点検・整備及び保守を行うことが定められているが、グリーンハウスの資材は対象になっていなかった。しかし、今回の事故対応において結果的に作業員を退出させるためにグリーンハウスを設営したことから、保安規定第1 編第 28 条「非常事態における活動」に関する事項について改善の余地がある。
上記の直接的な原因を踏まえ、その背後にある組織的な要因を抽出するため、根本的な原因分析を実施した。分析に当たって、国のガイ
ドラインの「根本原因分析における組織要因の視点」及び「JNES の組
織要因表（以下「JOFL」という。）」を参考に組織的な要因を分類、整理した。その結果、直接的な原因の背後にある組織的な要因として 18
項目を抽出した。
以下に、問題となる事象 5 項目（(1)～(5)）の直接的な原因の背後にある 18 項目の組織的な要因（①～⑱）を示す。
(1)「X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂を除去せず封入していた、またその情報が引き継がれていなかった。
」について①

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した
核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていないなど、核燃料物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないまま運用されていた。

②

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、X 線回折測定済
試料を酸化加熱処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改正する

viii

文書管理の仕組みが機能していなかった。
③

大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開
発センター（北地区）の関係者は核燃料物質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していないなど、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった。

④

大洗研究開発センターは、品質マネジメントシステム（以下「QMS」という。）を遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述にとどまり、狙いや背景が理解できない記載となっているなど、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった。

⑤

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した
核燃料物質の酸化加熱処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかったなど、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった。

⑥

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化加熱処理を含む Pu 取扱技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄であるなど、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた。

⑦

プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化加熱処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、その後保管するに当たって定期的な点検を実施する改善を行っていないなど、職場内において核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取組に欠けていた。

(2)「核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった。
」について⑧

大洗研究開発センター（福島燃料材料試験部）は、「安全優先」

ix

の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していないなど、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった。
⑨

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信するな
ど、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていないなど、水平展開に関する要領
で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった。

(3)「燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。」について
次の組織的な要因が挙げられるとともに、核燃料物質の管理情報に関する上記(1)の背後にある組織的な要因（①～⑦）が関連する。
⑩

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまうなど、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた。

⑪

福島燃料材料試験部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯
蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である 3H 作業（状態が変化することへの考慮を含む。）として位置付け、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった。

⑫

大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である 3H 作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、3H 作業の定義、作業手順、ホールドポイントの明確化等、3H 作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった。

⑬

燃料試験課の管理者は、情報共有された平成 8 年の点検記録を燃

x

料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検
情報を互いに確認していないなど、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコミュニケーションする取組が不足していた。
⑭

福島燃料材料試験部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせるなどして施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していないなど、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーシ
ョンが不足していた。

⑮

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究
開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報か
ら安全に関する重要な情報を抽出し、情報提供を受けた者が気付
くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である
受信側が理解したことを確認する必要があったが、原子力規制庁
面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった。

(4)「貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり
等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した。」について次の組織的な要因が挙げられるとともに、核燃料物質の管理情報に関する上記(1)及び作業計画に関する上記(3)の背後にある組織的な要因（①～⑦、⑩及び⑪）が関連する。
⑯

管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であったにもかかわらず自ら作業を行ったことで、適切な作業判断ができなくなってしまったなど、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった。

(5)「作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した。」について
次の組織的な要因が挙げられるとともに、核燃料物質の管理情報に関する上記(1)及び作業計画に関する上記(3)の背後にある組織的な要因（①～⑦及び⑩～⑬）が関連する。

xi

⑰

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長、安全管理部長及び管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気付かなかったなど、組織としてのチェックや適切な判断を行う役
割が機能しなかった。

⑱

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長及び安全管理部長）は、燃料研究棟で Pu による室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった。

（別添参照）
安全装置の種類
及び動作状況

なし
事故発生時、燃料研究棟の給排気系設備は運転を継続し、管理区域内の負圧を正常に維持しており、モニタリングポスト及び燃料研究棟の排気ダストモニタの指示値は通常の変動範囲内であった。よって、本事故発生時の環境への影響はなかった。

放射能の影響

事故発生以降も継続して燃料研究棟の給排気系設備を運転しており、管理区域内の負圧を正常に維持し続けている。また、燃料研究棟の Pu ダストモニタ、排気ダストモニタ及び敷地境界のモニタリング
ポストの指示値は通常の変動範囲内であった。以上のことから、施設外部への影響はない。
（別添参照）
被ばく評価に係る対応では、外部被ばく線量の評価を行うとともに、作業員のバイオアッセイ試料を分析し、量研

放医研が医療処置として実施した内部被ばく線量評価を確認するとともに、放射性物質の摂取に至った原因の推定結果や 108 号室の放射線管理情報等の調査結果も考慮して内部被ばく線量評価を行った。外部被ばくによる実効
作業員の被ばく

線量は、作業員 5 名全員が記録レベル（0.1 mSv）未満であった。また、内部被ばくの実効線量（預託実効線量）は、作業員のうち 1 名が法令の放射線業務従事者に対する線量限度を超過しており、また保安規定に定める警戒線量を超過した作業員も認められたことから、それ
ぞれ保安規定に従い当該者の放射線作業を制限する措置を講じた。
（別添参照）

他に及ぼした被害なし

xii

現場復旧については、まず、フード（H-1）までのアクセスルートを確保し、フード（H-1）内の貯蔵容器の蓋を固定し、フード（H-1）
から貯蔵容器を搬出して 108 号室から調製室（以下「101 号室」という。）内のグローブボックス群（123-D、124-D）内へ移動した。その後、グリーンハウスの更新等により汚染管理の強化を図った後、フード（H-1）及び 108 号室の汚染検査・除染作業を行った。フード（H-1）の汚染検査と除染については、フード（H-1）内外表面の汚染検査を行いながら、除染作業及び固着汚染の固定を行った。108 号室の汚染検査と除染については、床面に対して実施した後、壁面、天井とグロ
復旧の日時

ーブボックス等の機器に対して実施した。
平成 29 年 9 月 8 日に燃料研究棟 101 号室において作業員の特殊作
業衣等の汚染事象が発生し、その応急処置を実施した上で不適合管理を実施した。これを受けて 108 号室の作業を中止し、作業手順等の緊急点検を実施した。また、101 号室の汚染事象の不適合管理により抽出された改善点を反映して作業計画書を改訂し、作業員の教育を実施した。これらにより作業の安全対策の強化を図り、108 号室の汚染検査・除染作業を再開して、108 号室の除染作業、汚染検査を完了し、
平成 29 年 10 月 16 日に立入制限区域を解除した。
（別添参照）[直接的な原因に対する対策]
汚染及び被ばくに至った 12 項目の直接的な原因に対し、(1)汚染の発生防止、(2)被ばくの発生防止の 2 つの側面から、以下に掲げる事
項の再発防止対策を講ずる。また、今回の事故で顕在化した除染用設
備及び身体汚染検査の管理に関する問題についても改善を検討した。
(1) 汚染の発生防止について（問題となる事象(1)～(4)）①

原因①の対策

燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを再発防止対策記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にするとともに、今後行う核燃料物質の貯蔵作業の都度、記録の作成・更新を行うことを記載することにより、記録の管理について手順化し確実なものとする。
②

原因②の対策
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。
核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする。
(a)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスのxiii

発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
以上の内容については、原因①の対策として燃料研究棟本体施設作業要領に追加する核燃料物質の管理に関する文書に記載する。
③

原因③の対策
燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理
情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順化し確実なものとする【原因①の対策と同じ。】。
また、燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②の対策と同じ。】。
(a)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
④

原因④の対策
燃料試験課は、現在の放射線安全取扱手引の「3.3.4 貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」ことの趣旨を理解させるために今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Pu の
放射線による影響でガスが発生すること。）と対策を教育する。
⑤

原因⑤の対策
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。
核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②の対策と同じ。】。
(a)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

xiv

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
また、燃料試験課は、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵している
核燃料物質の定期点検を行うことを記載するとともに、燃料研究棟本体施設作業要領に当該定期点検に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質を貯蔵するに当たって、内容物の点検項目、点検方法及び点検頻度を明確にする（通常状態と異常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。
⑥

原因⑥の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟使用手引を改正し、核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記すると
ともに、核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リス
ト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映するまでの要領書を QA 文書として作成することにより、DOE-STD
レポートや IAEA Safety Report の核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類へ反映するための仕組みを構築する。
⑦

原因⑦の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟の大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用変更許可申請書及び保安規定の見直しを行うとともに、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグ
ローブボックス等の気密設備内において行うことを定める。さらに、
燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、取り扱う核燃
料物質が不明瞭で安全が確認できない場合について、以下の対策を講ずることを記載する。


リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物
質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順で明確にする。



リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイ
ントを作業計画で明確化する。

⑧

原因⑧の対策
福島燃料材料試験部は、DOE-STD レポートや IAEA Safety Report の

核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類xv

へ反映する【原因⑥の対策と同じ。
】。
⑨

原因⑨の対策
福島燃料材料試験部は、取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合について、リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールド
ポイントを作業計画で明確化する【原因⑦の対策と同じ。
】。
(2) 被ばくの防止について（問題となる事象(5)）①

原因⑩及び⑪の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う
場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。
安全管理部は、以下の被ばく防止のための応急的な措置に関する対策を講ずるとともに、事故時の対応（関与）を明確にするため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。


呼吸保護具の適切な使用のために、「しめひも」の伸縮性など防護性能に影響を及ぼす項目に対する点検の徹底・強化及び適切な装着を確実にするための教育訓練の充実を図る。

Pu など α 線放出核種によって頭部や顔面が汚染された状況において、身体除染の応急処置として、顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取りや固定の実施、汗等による半面マスクの密着性の低下に備えて半面マスクの「しめひも」をきつく締め直すなどの応急的な密着性の強化の方法を手順として明確にする。また、頭部及び顔面に汚染のある状態での退出
後の脱装方法、半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法を検討し、内部被ばくの可能性を低減する手順を具体化する。その際、身体除染の応急処置に必要な資材の準備と作業手順を明確にする。



半面マスクの密着性に係る事項について、使用前点検、フィッティングテストなどの半面マスクの適切な装着を確実にする処置の充実を図る。

②

原因⑫の対策
大洗研究開発センターは、以下の対策を講ずるため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策及び資機材の維持管理方法について記載する。


管理区域内のある程度の汚染拡大は許容し、身体汚染の飛散

xvi

を抑制する措置（養生シートで身体を覆う等）を講じた上で作業員を発災場所から退出させることを含め、判断や対応に
迷いや遅れが生じないよう、退出基準（例えば、室内の広範囲に汚染が拡大していること、顔面近傍に身体汚染があること等）や汚染拡大の影響を最小限にとどめる方策（例えば、身体を覆う養生シート、簡易テント等の事前準備）を定める。
この方策には、作業の特殊性や取扱対象物の危険性から事故時の影響が大きいと予想される場合又は発災現場から退出すると汚染が管理区域外に拡大するおそれがある場合には、あらかじめ事故時退出用のグリーンハウスを作業場所の外側に設置しておくことも勘案する。


事故を想定し必要となる設備、資機材や要員等を再度確認し、それら資機材等が常に利用できるよう維持管理すること
や、実効的な訓練により、速やかな対応が取れる仕組みを構築する。

[組織的な要因に対する対策]抽出した 18 項目の組織的な要因に対して、是正処置を行うため次の対策を実施する。
①

組織的な要因①の対策
燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、保安規定の下部要領である燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。
②

組織的な要因②の対策
燃料試験課は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業

方法（酸化加熱処理を含む。）を明確にした作業マニュアル等を文書管理の体系に位置付けるとともに、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、施設を安全に維持するために必要な作業マニュアル等を適切に制定、改正する文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする

xvii

仕組みを充実する。
③

組織的な要因③の対策
大洗研究開発センターは、センターの品質目標を改定し、今回の事

故から得られた教訓（原因から得られた課題を含む。）に関する教育の実施を施策として明確に示し、実施状況をフォローするとともに品質目標の達成状況及びマネジメントレビューを通して継続的に実施する。また、今回の事故の顛末及び教訓を教育資料としてまとめる。
④

組織的な要因④の対策
安全管理部は、保安活動に関するルールを維持管理するため、保安活動を実施するための文書について狙いや背景を理解できるよう、文書レビューの視点、マニュアルへの反映の方法をレビュー要領等として文書化する【組織的な要因②の対策と関連】。
⑤

組織的な要因⑤の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟本体施設・特定
施設共通作業要領を改正し、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、安全への影響等を含めた変更内容を関係する研究者を含む会議体で審議し、妥当性を確認するなど、変更管理の仕組みを構築する。
⑥

組織的な要因⑥の対策
福島燃料材料試験部は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置することが決定している燃料研究棟の計画を安全かつ計画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け検討し、実施する。
⑦

組織的な要因⑦の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う仕組みを定める。さらに、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるため、燃料研究棟の事故事例研
究を含めた教育を実施する。
また、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する【組織的な要因①の対策と同じ。】。
⑧

組織的な要因⑧の対策

xviii

福島燃料材料試験部は、安全・核セキュリティ統括部と連携し、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手し保安活動に反映する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努める。
大洗研究開発センターは、安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを充実
するとともに、適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築する。
⑨

組織的な要因⑨の対策
安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。
⑩

組織的な要因⑩の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに、改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う仕組みを定める。さらに、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるため、燃料研究棟の事故事例
研究を含めた教育を実施する【組織的な要因⑦の対策と同じ。】。
⑪

組織的な要因⑪の対策
燃料試験課は、3H 作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む。）を作成するため、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成
手順を明確にする。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
⑫

組織的な要因⑫の対策
大洗研究開発センターは、「作業の安全管理要領（安全管理部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」、「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引（所通達）」に 3H 作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に対するホールドポイントを含む作業計
画の作成基準を明確にする改正を行う【組織的な要因⑪の対策に関連】。
⑬

組織的な要因⑬の対策

xix

燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、保安活動に関する課
員からの情報を意識して確認するなど、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本とした情報共有の励行を記載する。
⑭

組織的な要因⑭の対策
福島燃料材料試験部は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手する仕組みを充実
するとともに、適宜施設の管理の改善に努める【組織的な要因⑧の対策と同じ。】。
⑮

組織的な要因⑮の対策
安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。
⑯

組織的な要因⑯の対策
大洗研究開発センター所長及び福島燃料材料試験部長は、管理者が施設管理を適切にできる体制を考慮するなど、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制を構築する。
⑰

組織的な要因⑰の対策
大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長、安全管理部

長及び管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊急時の対応について、役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築する【組織的な要因⑯の対策に関連】。
⑱

組織的な要因⑱の対策
大洗研究開発センターは、室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施について原子力防災訓練中期計画に定めるとともに、各部署の事故対策要領等に必要な資機材の整備を含め緊急時対応の手順を定める。
また、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアル（北地区）
を改正する。

xx[事故発生後に顕在化した問題の改善について](1) 除染用設備の管理
除染用シャワーについて、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験
部事故対策要領」及び「放射線安全取扱手引」に基づき定期的に点検を行っていた。しかし、今回の事故対応において身体除染の際に除染用シャワーに不具合があり、別建家からホースで洗浄水を引き込むな
ど、除染用シャワーが必要なときに使えなかったことから、管理区域の放射線管理における洗浄設備の管理に問題があった。
これに対する直接的な原因と対策は次のとおりである。
・直接的な原因：燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）
し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため問題ないと考え、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。
・対策：燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、燃料研
究棟本体施設・特定施設共通作業要領に除染用設備の点検内容等を追加する改正を行う。
また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
・組織的な要因：燃料試験課は緊急時対応設備が故障した場合ある
いは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討
しているなど、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。
・対策：燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要
領に文書を追加し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。
(2) 身体汚染検査の管理
作業員の身体除染後、燃料研究棟の管理区域から退出する際には、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に基づき身体汚染検査を行い検出下限値未満であると判断されているが、結果として身体汚染が残留していたことが問題であった。

xxi

これに対する直接的な原因と対策は次のとおりである。
・直接的な原因：放射線管理第 2 課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけて α 線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。
・対策：安全管理部は、身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、放射線管理マニュアル（北地区）を改正し、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を定める。
また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
・組織的な要因：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった。
・対策：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全
取扱手引及び放射線管理マニュアル（北地区）を改正する。
なお、この対策は「組織的な要因に対する対策」の組織的な要因⑱の対策と同じである。
[直接的な原因及び対策のまとめ](1) 今回の事故における直接的な原因（12 項目）及びその他顕在化
した除染用設備と身体汚染検査の問題の原因（2 項目）と合わせて、合計 14 項目の原因が保安要求に対して十分でなかった。それぞれ対策を講ずる必要があるが、今回の事故の原因として最も深刻と考えられる原因は、以下の貯蔵時とその後の点検時の 2 点である。
①

平成 3 年、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し貯蔵容器 No.1010 に X 線回折測定済試料を酸化加熱処理せず貯蔵した。

②

平成 8 年、ポリ容器の破損や樹脂製の袋の膨張を確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への変更や点検などの改善及びこれらの情報が継承されなかった。
これは、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、貯蔵容器に核燃料物質を安定化処理せずに貯蔵した。また、貯蔵している核燃料物質の定期的な点検が実施されずに保管され、これら情報が継承

xxii

されていなかったことにまとめられる。また、ルール化もされていなかった。
このため、以下の対策を早急に講ずることとする。


核燃料物質の貯蔵の条件である「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」ことの趣旨を理解させるために、今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Pu の放射線による影響でガスが発生すること。
）と対策を教育する（原因④の対策）。



核燃料物質を安定して保管するために、Pu を貯蔵する場合には原則として安定化処理を行うこと、Pu を貯蔵した容器の蓋を開け点検を行う際は、セル、グローブボックスその他の気密設備で行うこと及びそれら貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、使用履歴等）
を記録として保存することに関して、核燃料物質を安全に取り扱うための原子力機構共通の「管理基準」として策定する（原因③、④及び⑤の対策）。

(2)(1)に加え、以下の 2 つに示すようにリスクを回避する機会を逸してしまった。
①

貯蔵容器の点検等の計画段階において、貯蔵容器の内容物に関する情報を調査したものの、核燃料物質は安定化した状態で保管されていると思い込み、作業場所としてフードを選定するとともに、汚染のリスクを防止する詳細な作業計画書を作成していなかった。
これは、結果としてフード（H-1）の最大取扱量を超えた核燃料物質（＜300 g）の入った貯蔵容器をフード（H-1）で開封することにつながった。

②

点検等の作業中において、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際、これまでに経験のない蓋の浮き上がりや内圧が抜ける音に対して異常と認識できず、作業を中断できなかった。
これらについて以下の対策を講ずることが、今後同様の事故防止の観点から極めて重要である。


内部が確認できず密閉構造である貯蔵容器の蓋を開ける場
合、フード以外の密閉状態の作業場所を選択することをはじめ、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順に明確にすることにより、リスクを考慮した安全な作業計画を作成できるよxxiii

うにする（原因⑦の対策）。


リスクを回避するため、手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイ
ントを作業計画で明確化する（原因⑨の対策）。

(3) 緊急時の資機材及び身体汚染検査が不適切であった。
①

除染用シャワー等資機材に不備があったこと及び除染用シャワーの定期的な点検内容が不適切であったことから、シャワーが必要なときに使用できなかったことやグリーンハウスを設置する
ような事故を想定していなかったことにより、グリーンハウスの設置に時間を要した。

②

作業員を管理区域から退出させる際、適切な汚染検査ができず、汚染が残留していたことに気付かず、作業員を退出させた。
これらについて、以下の対策を講ずる。


全拠点を対象に緊急時の対応に必要となる除染設備（除染用
シャワー及び除染キット）、グリーンハウス・養生資材の配備状況等を確認した結果を踏まえ、汚染発生時の対応に必要な設備を要領書等に明確にする。また、グリーンハウスの設
置及び身体除染の訓練を実施している。



身体汚染が発生した場合の措置に係る原子力機構共通のガイドラインを策定し、身体汚染者の除染方法に加え、身体汚染測定方法（汚染を見逃さないための留意点）に関する基本事項を明確にした。

[組織的な要因及び対策のまとめ]抽出した 18 項目の組織的な要因について JOFL の分類を用いて、以下の 8 項目に再整理した。また、8 項目の組織的な要因を封入時、封入・保管管理、作業計画・作業時の 3 つの要因に分類した。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
①

業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない。
【組織的な要因⑤】②

施設保安に係る体制が一体化していない。
【組織的な要因⑥】③

核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていな
い。
【組織的な要因①、②及び⑦】xxiv

(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取組が不十分であった（封入・保管管理）。
④

核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない。
【組織的な要因③】⑤

国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取組が十分でない。
【組織的な要因⑧、⑨、⑭及び⑮】(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が足りなかった（作業計画・作業時）。
⑥

作業手順等のルール化する仕組みが十分でない。
【組織的な要因④、⑪、⑫及び⑱】⑦

潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた。
【組織的な要因⑩（⑦）及び⑬】⑧

管理者が自ら作業し、管理者としての役割を十分果たせなかった。
【組織的な要因⑯及び⑰】
また、今回の事故の根本的な原因を特定するため、上記(1)、(2)及び(3)の要因を更に深く掘り下げ、根本的な原因を特定した。また、これらの根本的な原因について、以下のような対策を講ずる。
(a) 保安活動を改善する取組ができていなかった。
（根本的な原因）
核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組ができていなかった。
（対策）
・ 管理者（部長及び課長）は、施設の保安管理を適切に行うため
核燃料物質の貯蔵・取扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応に係る作業手順等によって明確になっているかなど、レビューを確実に行う。具体的には、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物
質の貯蔵・取扱いについて最新知見の反映状況、緊急時対応に係る作業手順等の明確化を個別業務の計画のレビューの視点
として QMS 文書（レビュー要領等）で明確にする。
・ 部長は、複数の組織で共通する不適合や気付き事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組みを構築する（部レベルの是正措置プログラム（CAP）の実施（充実）や専門家（核取主務xxv

者等）の関わり等）。具体的には、部内会議等の内部コミュニ
ケーションにおいて不適合や気付き事項に関する情報（事象、対応等）について確認することを QMS 文書（コミュニケーショ
ン要領等）で明確にする。
(b) 潜在的リスクに対して慎重さが足りなかった。
（根本的な原因）
現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が足りず、定常作業として Pu 汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったことなど、誤った判断を避ける取組ができていなかった。
（対策）
・ 管理者（部長及び課長）は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。具体的には、個別業務の計画の確認に対するレビューの視点等を QMS 文書（レビュー要領等）で明確にする。
・ 管理者（部長及び課長）は、リスクに対する感受性を高めるた
め、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解した上で事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。具体的には、品質目標に今回の事故の教訓に関する教育の実施を設定し、受講者の理解を含む実施状況を評価する。この活動は、事務職を含めて実施する。
(c) 上級管理者の役割を果たしていなかった。
（根本的な原因）
長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク及び緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行っておらず、役割を果たしていなかった。
（対策）
・ 上級管理者（所長及び部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。具体的には、燃料研究棟の汚染事故等を受けた緊急安全点検において実施している所長による作業計
画書等の確認を今後各部長が継続して定常的に実施することを品質目標に明記する。

xxvi

［再発防止に向けた水平展開］
燃料研究棟において今回の核燃料物質の移動作業を行うに至った
核燃料物質の不適切な管理（不適合）は、使用予定のない核燃料物質を貯蔵又は廃棄することなく、長期間にわたって使用中と称して使用
施設内のグローブボックス等に保管していたことであった。また、このような不適合は、原子力機構の複数の拠点においても同様の状況が見受けられた。本件は、平成 29 年 2 月 15 日に開催された原子力規制委員会で指摘事項として改善を求められ、4 拠点においては、核燃料物質を保安規定に応じた使用、貯蔵及び廃棄を実施するための是正処
置計画に基づき順次改善作業を実施してきたところであり、今回の事
故はこの改善作業を行っている中で発生した。
本事故の発生に伴い、原子力機構全体で安全最優先の再徹底を図る
とともに、核燃料物質を扱う類似の全作業を停止した。類似事象の再発防止の観点で今後実施する水平展開に向けて核燃料物質の管理状
況、核燃料物質を貯蔵又は保管する容器（以下「貯蔵容器等」という。）の健全性を確認するための調査及び点検を実施した。また、調査の結果を踏まえ、貯蔵容器等について、ガスの発生及び破裂の観点で、確認、評価し、安全に貯蔵又は保管されていることを確認した。燃料研
究棟で破裂した貯蔵容器と同種の容器については、別途記録等を詳細に確認しており、原因究明の結果に基づく再発防止対策を踏まえ、適切に対応する。
原因究明及び原因分析の結果に基づきまとめられた事故の原因について原子力機構全体の問題として捉え、未然防止の観点から以下の事項について、原子力機構の「安全に関する水平展開実施要領」に従い各拠点に水平展開する（一部実施）。
(1) 核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
本事故の再発防止対策を反映し、核燃料物質を安全に取り扱うための原子力機構共通の「管理基準」を策定した。
管理基準では、本事故の対策を基準として以下の内容等を規定した。
・Pu を貯蔵する場合には、有機物との混在を防止するため、安定化処理を行うこと。ただし、安定化することが使用の目的に影響を及ぼす場合であって、安全性が確認できる場合はこの限りではない。
・Pu を貯蔵した容器の点検を行う際に、閉じ込めの境界を開封して行う場合及び閉じ込め境界の健全性が確認できない場合は、セル、グ
ローブボックスその他の気密設備（以下「セル等」という。）で行う
こと。

xxvii

・内容物が明確に確認できない容器を開封する場合には、セル等で行うこと。
・核燃料物質を貯蔵する容器は、腐食等が発生しにくい材料が使用されていること。また、蓋が容易に開かず、核燃料物質が漏えい等により散逸して汚染の生じるおそれのない構造であること。
・容器ごとに核燃料物質の物理的・化学的性状、重量、安定化処理の実施状況等の情報が記録として保存されていること。
各拠点においては、本管理基準を拠点の要領へ反映し、順次運用を開始するとともに、併せて停止していた類似の作業を再開する。
上述の「Pu を貯蔵した容器」について、燃料研究棟では、樹脂製の袋の外側の金属容器が使用許可上の貯蔵容器となっている。このため、燃料研究棟では、今後、貯蔵容器の蓋を開ける作業をセル等で行うこととする。一方、原子力機構の他の施設では、樹脂製の袋の内側
で核燃料物質を収納した容器が貯蔵容器となっており、その蓋を開ける作業は、セル等で行われている。
(2)

身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
核燃料物質等で身体汚染した場合の汚染されたエリアからの退出、
身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する方法や手順を検討し、身体汚染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置について、被ばくの防止に関する対策を反映した原子力機構共通のガイドラインを策定した。
ガイドラインの策定に際しては、以下の内容を検討して行った。
・汚染されたエリアからの退出、身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する対応の基本原則（対応の優先順、人命尊重、内部被ばくの防止、汚染拡大の防止等）
・汚染されたエリアから退出する際の身体汚染者の内部被ばく防止のための措置及び汚染エリアからの汚染拡大防止のための措置
・身体汚染者の内部被ばく防止及び汚染拡大防止を踏まえた除染措置（除染開始前の準備、除染及び除染終了等の確認・判断）・身体汚染者の汚染状況を確認するための除染前後の測定方法及び測定時の留意点
各拠点においては、平成 29 年度内に本ガイドラインに基づく要領等の制定や改正等を行い、順次運用を開始する。
(3) 緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施
今回の事故を踏まえ、全拠点を対象に、緊急時の対応に必要となる

xxviii

除染設備（除染用シャワー及び除染キット）、グリーンハウス・養生
資材の配備状況等の現状を確認した。その結果、現状の除染設備等は、
緊急時に迅速に対応可能な状態で適切に維持管理されていることが確認されたが、これらの設置や点検について要領書等で明確に記載されていない例が見受けられた。そこで、核燃料物質による室内広域汚染及び内部被ばくの対応を的確に実施できるよう、施設ごとに汚染発生時の対応に必要な設備を明確にするとともに、設備の機能維持を確認するための定期的な点検方法について要領書へ計画的に反映している。
また、今回の事故のような重度の身体汚染を想定した緊急時対応設備を用いた訓練については、多くの拠点で実施されていないことが確認された。そこで、全拠点の主要な施設（室内広域汚染の発生が考えられる施設）において、グリーンハウスの設置及び身体除染の訓練を実施する計画を立案し、以下の事項に留意して実効性のある訓練を順次実施している。
・事故発災時など必要な時に適切に設営できるよう、訓練目的を理解した上で実施する。
・事故想定や現場の環境に見合った手順、要員、資機材等で実施する。
・訓練の評価は適切な者によって行うとともに、評価によって抽出された問題点を次回の訓練に反映する。
・身体除染訓練では、被災者のみならず、被災者の除染を介助する者の訓練も実施する。
訓練によって得られた知見は、必要に応じて上記(2)に記載のガイドラインに反映している。また、今後も継続して訓練が実施されるよう、室内広域汚染を想定した訓練について拠点の毎年度の訓練計画に定めることとし、事故時に対応できる作業員の数を増やすとともに、作業員の事故対応のスキルアップを図るなど、継続した改善に取り組んでいく。
(4) 上級管理者による課題把握と保安活動改善の徹底
根本的な原因に係る対策を踏まえ、各拠点において、上級管理者（所長及び部長）は保安活動における課題を吸い上げ、必要な安全対策（リスクを低減・改善するための措置）、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。このため、上級管理者は、以下の事項を踏まえた品質目標を定め、課題把握と保安活動改善を徹底する。
・管理者（部長及び課長）は、施設の保安管理を適切に行うため核燃
料物質の貯蔵・取扱いに関する最新知見の反映及び起こりうる事
故・トラブルに備えた作業手順等の明確化など、レビューを確実に

xxix

行う。
・部長は、複数の組織で共通する不適合や気付き事項を確実に再発防
止や未然防止につなげる仕組みを構築する。
・管理者（部長及び課長）は、作業計画の作成及び妥当性の確認について複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・管理者（部長及び課長）は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故の事例研究を行う。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。
（別添参照）xxx

別添

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について

平成 30 年 2 月

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

目

次

1.

件名 ···························································· 12.

事象発生の日時 ·················································· 1

3.

事象発生の場所 ·················································· 14.

事象発生の状況 ·················································· 1

4.1 事象発生に至る経緯··············································· 1
4.2

発生時の状況 ···················································· 2

4.3 法令報告に係る通報の状況········································· 4
5.

環境への影響 ···················································· 4

6.

事象発生後の措置················································· 5

6.1 現場復旧、原因究明等に係る計画 ··································· 5
6.2 事象発生場所の復旧··············································· 5
6.3 作業員の被ばく評価·············································· 11
6.4 貯蔵容器内容物及び破裂時の状況調査 ······························ 13
6.5 放射線管理情報等の調査·········································· 17
6.6 核燃料物質の飛散量の評価········································ 20
6.7 作業員ケアに係る対応············································ 21
7.

調査結果に基づき推定した事象発生原因 ···························· 22

7.1 破裂要因の分析による事象発生の原因 ······························ 22
7.2 放射性物質の摂取に至った原因推定 ································ 24
8.

原因分析及び対策················································ 28

8.1 燃料研究棟における組織の変遷と当該貯蔵容器の取扱い等の概要 ··········· 28
8.2 直接的な原因分析及び組織的な要因分析の実施体制等 ················ 28

8.3

原因分析 ······················································· 29

8.4 事故の再発防止対策·············································· 36
8.5 原因及び対策のまとめ············································ 42
9.

再発防止に向けた水平展開········································ 46

10.

まとめ ························································· 48

図表

図 4.1.1

大洗研究開発センター施設配置図 ·························· 52

図 4.1.2

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の構造と内容物 ·········· 53

図 4.1.3

燃料研究棟における保安活動（核燃料物質の取扱関係）に係る主要な規定類 ····· 54

図 4.1.4

改善作業及び事故対応における作業手順の流れ ·············· 55

図 4.1.5

事故発生時の作業員と同等の防護具を装着した状態 ·········· 57

図 4.2.1

燃料研究棟平面図 ········································ 58

図 4.2.2

フード（H-1）概略図 ····································· 59

図 4.2.3

108 号室における事故発生時の作業員 5 名の位置関係 ········· 60

図 4.2.4

グリーンハウス ·········································· 61

図 4.2.5

目張り箇所 ·············································· 62

図 4.2.6

モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド（H29 年 6 月 4 日～6 月 10 日） ···· 63

図 4.2.7

燃料研究棟の排気ダストモニタ指示値のトレンド（H29 年 6 月 5 日～6 月 14 日） ···· 64

図 4.2.8

燃料研究棟の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）指示値のトレンド（H29 年 6 月 5 日～6 月 14 日） ···· 64

図 4.2.9

表面密度測定結果 ········································ 65

図 4.2.10

線量当量率測定記録 ······································ 65

図 4.2.11

燃料研究棟の放射線管理モニタの配置図 ···················· 66

図 4.2.12

燃料研究棟の排気ダストモニタ及び室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の系統図 ······ 67

図 4.2.13

燃料研究棟の給排気系統図 ································ 68

図 4.2.14 事故発生後のフード（H-1）周辺 ··························· 69

図 4.2.15

TV カメラによる貯蔵容器の監視 ···························· 70

図 5.1モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド（H29 年 6 月 6 日～10 月 31 日） ····· 71

図 5.2

燃料研究棟の排気ダストモニタ指示値のトレンド（H29 年 6 月 14 日～10 月 31 日） ···· 72

図 5.3

燃料研究棟の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）
指示値のトレンド（H29 年 6 月 14 日～10 月 31 日） ···· 72

図 6.1.1

燃料研究棟汚染事故対応工程表(9 月 29 日現在) ·············· 73

図 6.2.1

アクセスルート床の表面密度測定結果及び粒子回収前後の写真 ······ 74

図 6.2.2

蓋の固定及び転倒防止治具を取り付けた貯蔵容器 ············ 75

図 6.2.3

汚染管理強化概要図 ······································ 76

図 6.2.4

グローブボックス（123-D）搬入後の貯蔵容器 ··············· 77

図 6.2.5

汚染管理の強化を図った更新後のグリーンハウス ············ 78

図 6.2.6

フード（H-1）内表面の除染結果 ··························· 79

図 6.2.7

フード（H-1）外表面の除染結果 ··························· 80

図 6.2.8

108 号室床面の表面密度分布（除染前） ····················· 81

図 6.2.9

108 号室の空気流線測定結果 ······························· 82

図 6.2.10 108 号室床面の表面密度分布（除染後） ····················· 83
図 6.2.11 108 号室床面の汚染固定及び除染後の養生の状況 ············· 84
図 6.2.12 A 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 85
図 6.2.13 B 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 86
図 6.2.14 L 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 87
図 6.2.15 R 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 88
図 6.2.16 L 壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真 ······· 89
図 6.2.17 R 壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真 ······· 90

図 6.2.18 天井面の除染前後における表面密度分布 ···················· 91
図 6.2.19 装置の除染前後における表面密度測定結果（1） ············· 92
図 6.2.20 装置の除染前後における表面密度測定結果（2） ············· 93
図 6.2.21 装置の除染前後における表面密度測定結果（3） ············· 94
図 6.4.1

貯蔵容器内容物を取り出した際の外観写真 ·················· 95

図 6.4.2

核燃料物質の梱包更新時の収納状態想定図 ·················· 96

図 6.4.3

樹脂製の袋の破裂後貯蔵容器上部状態 ······················ 97

図 6.4.4

フード手前における床養生シート上の飛散物の外観 ·········· 98

図 6.5.1

108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタの空気力学的放射能中央径（AMAD）分布評価結果 ······ 99

図 6.5.2

半面マスクの構造 ······································· 100

図 7.1.1

樹脂製の袋の破裂要因に係るフォルトツリー図 ············· 101

図 7.1.2

樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオ ····················· 102

図 7.1.3

樹脂製の袋における内圧の経時変化の計算結果 ············· 103

図 7.2.1

被ばく経路の推定に係る要因分析図 ······················· 104

図 7.2.2

作業員の事故発生時の位置及び事故発生後の行動範囲 ······· 105

図 8.2.1

直接的な原因分析及び組織的な要因分析並びに分析結果等の評価に係る実施体制 ····· 106

表 4.2.1

鼻腔内汚染検査結果 ····································· 107

表 4.2.2

核燃料サイクル工学研究所における肺モニタ測定結果（平成 29 年 6 月 6 日） ·· 107

表 4.2.3

事故発生場所に係る時系列 ······························· 108

表 6.2.1

現場復旧の実績 ········································· 113

表 6.3.1

作業員の外部被ばくによる実効線量 ······················· 114

表 6.3.2

作業員の内部被ばくによる実効線量（預託実効線量） ······· 114

表 6.4.1

当該貯蔵容器内のプルトニウムの 5 種類の同位体組成 ······· 115

表 6.4.2

平成 8 年 5 月から平成 9 年 2 月までに実施した貯蔵容器内の点検結果 ···· 115

表 6.6.1

フード（H-1）内面の表面密度測定結果 ···················· 116

表 6.6.2

ダストフィルタのα線測定結果 ··························· 116

表 6.6.3

核燃料物質及び Am-241 の飛散量の評価結果 ················ 116

表 7.1.1

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象の影響度評価 ············· 117

表 7.2.1

放射性物質の摂取に至った原因となる可能性のある要因事象·· 119

表 8.5.1

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因） ······ 120

表 8.5.2

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（根本的な原因） ······················ 126

表 8.5.3

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（直接的な原因） ······················ 127

表 8.5.4

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因） ······················ 131

添付

添付 4.1.1 燃料研究棟（PFRF）の概要 ······························ 138
添付 4.1.2

今回のフードでの点検作業の位置付けについて ············ 139

添付 4.1.3

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の点検等作業の状況 ···· 170

添付 4.2.1

退院後の作業員聞き取り概要 ···························· 171

添付 4.2.2

現場から回収したデジタルカメラ画像について ············ 173

添付 4.2.3

鼻腔内汚染検査に用いた測定器及び測定結果について ······ 177

添付 4.2.4

事故発生後の作業員に対する除染作業の概要 ·············· 178

添付 5.1

燃料研究棟における汚染に伴う環境モニタリング結果 ······ 179

添付 6.2.1

燃料研究棟における排気系統の運転について ·············· 181

添付 6.2.2

燃料研究棟における作業員の特殊作業衣等の汚染について··· 182

添付 6.2.3 108 号室の汚染検査・除染作業に係る安全対策の強化について ······ 188
添付 6.3.1 外部被ばく線量（実効線量及び皮膚の等価線量）の評価について ······ 190
添付 6.3.2

作業員の内部被ばくによる実効線量の算定 ················ 195

添付 6.3.3 内部被ばく線量評価におけるキレート剤の効果の取扱いについて ······ 199
添付 6.3.4

事故発生直後の肺モニタによる測定の経緯について ········ 200

添付 6.3.5

肺モニタ測定値と体表面汚染との関係の評価 ·············· 203

添付 6.3.6

体表面汚染の原因について ······························ 207

添付 6.3.7

体表面汚染検査における水分の影響について ·············· 211

添付 6.4.1

計量管理帳簿による貯蔵容器内容物の調査結果概要 ········ 212

添付 6.4.2 燃料研究棟の月報、技術レポート、点検記録に基づく
貯蔵容器内容物の調査結果概要 ······ 214

添付 6.4.3 燃料研究棟の関係者（退職者含む。
）への聞き取りによる
貯蔵容器内容物の調査結果概要 ······ 218
添付 6.4.4 当該貯蔵容器内の 5 種類のプルトニウムの混在比と平均同位体組成の推定 ······ 220
添付 6.4.5

当該貯蔵容器内容物及び飛散物の観察結果 ················ 222

添付 6.4.6

当該貯蔵容器内容物及び飛散物の分析結果 ················ 230

添付 6.4.7 貯蔵容器の蓋開封時の状況に関する作業員への聞き取り調査概要 ······ 240
添付 6.5.1

スミヤろ紙・フィルタの測定・評価結果 ·················· 242

添付 6.5.2 室内 Pu ダストモニタ No.2 の指示値及びフィルタ測定結果の検討 ······ 251
添付 6.5.3

半面マスクの測定・分析結果 ···························· 252

添付 6.5.4

半面マスクの防護性能の調査について ···················· 274

添付 7.1.1

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象ごとの評価内容詳細 ······ 278

添付 7.1.2

γ線照射による樹脂製の袋の吸収線量評価 ················ 319

添付 7.1.3

樹脂製の袋の強度評価 ·································· 321

添付 7.1.4

樹脂製の袋の内圧計算 ·································· 341

添付 7.2.1

放射性物質の摂取に至った原因の推定 ···················· 350

添付 8.1.1

事故の発生に影響したと推定される事項の事実関係 ········ 353

添付 9.1

理事長指示 ············································ 364

添付 9.2

核燃料物質の貯蔵、取扱作業等に関する総点検の結果について ······ 365

添付 9.3

核燃料物質の取扱いに関する管理基準について ············ 367

添付 9.4

身体汚染が発生した場合の措置に関するガイドラインの策定と拠点要領への反映について ············· 368

添付 9.5

大洗研究開発センターにおけるグリーンハウスの設置及び身体除染訓練の実施結果（概要） ········· 369

参考資料「大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会の報告書」

1．件名
大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について
2．事象発生の日時
事象発生の日時：平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分頃
法令に基づく判断日時：平成 29 年 6 月 7 日 13 時 00 分
・作業員の計画外の被ばくが報告基準である 5 mSv を超え、又は超えるおそれがあると判断したこと。
・作業員 5 名の汚染状況から、燃料研究棟分析室（後述）の床等の表面密度が保安規定における立入制限区域指定基準（α核種：4 Bq/cm2）を超えるおそれがあること。
3．事象発生の場所
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

大洗研究開発センター（北地区）

燃料研究棟分析室（管理区域）
4．事象発生の状況
4.1 事象発生に至る経緯
燃料研究棟（図 4.1.1 及び添付 4.1.1 参照）における核燃料（炭化物・窒化物燃料等）に関する研究
は、昭和 52 年 5 月から開始された。今回事故が発生したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。図 4.1.2 参照）は、平成 3 年 10 月に X 線回折測定済試料が収納されたものであった。
平成 29 年 2 月に原子力規制庁からグローブボックス内での核燃料物質の保管等に関する改善を求められたこと（平成 29 年 2 月 15 日「使用施設等における核燃料物質のグローブボックス等を用いた長期保管に係る保安検査における確認について」）等を受けて、その改善に係る作業（グローブボックス等に一時的な保管状態にある核燃料物質を貯蔵施設に貯蔵する等の作業。以下「改善作業」という。）を実施していた。この改善作業の計画立案に当たっては、原子炉等規制法及び労働安全衛生法その他関係法令に基づく関連規程・規則とそれらの下部要領等に従い（図 4.1.3 参照）、①核燃料物質の不適切な管理（不適合）の不適合除去、②作業場所の検討、③作業期間の検討、④安全作業手順書の作成、⑤作
業に伴う線量の検討、⑥放射線安全チェック、⑦取扱対象物の検討、⑧一般安全チェック、⑨使用許可・保安規定チェック、⑩作業区分（定常又は非定常）の検討及び⑪リスクアセスメントを行った（図 4.1.4参照）。このうち、②作業場所の検討については、大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用変更許可申請書（以下「使用許可書」という。）に基づき、フード（H-1）を選定した。また、④安全作業
手順書の作成、⑦取扱対象物の検討、⑧一般安全チェック、⑩作業区分（定常又は非定常）の検討及び⑪リスクアセスメントにおいては、計画立案時点での情報に基づき、当該作業を「定常作業」（過去の同様・同種作業の延長として既存対策で作業可能）として計画した。
なお、貯蔵容器には、核燃料物質を入れた容器を二重のビニルバック（ポリ塩化ビニル製。以下「樹脂製の袋」という。）で密封したものが収納されているが、フード（H-1）での改善作業では樹脂製の袋の開封は行わない。添付 4.1.2 に当該フードでの点検等作業の位置付けを示す。
作業に当たっては、大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定（以下「保安規定」という。）及びその下部要領に基づき（図 4.1.3 参照）、⑫被ばく防止及び被ばく低減措置、⑬核燃

1

料物質の取扱い（核物質防護、計量管理）、⑭フード作業（貯蔵容器の点検・汚染検査）を行った（図4.1.4 参照）。このうち⑫被ばく防止及び被ばく低減措置については、安全対策等を検討した放射線作業
連絡票等に従い、必要な防護具（特殊作業衣、特殊作業帽子、個人線量計、綿手袋、ゴム手袋（二重）、
半面マスク、靴カバー、RI 作業靴、フード内で作業を行う者は腕カバー：図 4.1.5 参照）を装着していた。添付 4.1.3 に貯蔵容器の点検等作業の状況を示す。
80 個の貯蔵容器のうち、事故発生までに 30 個の貯蔵容器についての点検等作業を実施（前日までに28 個の点検等作業を実施。発生当日の平成 29 年 6 月 6 日は、点検等作業実施済みの 2 個についての空きスペースの詳細確認を含む 4 個の点検等作業まで実施）し、31 個目の貯蔵容器の点検等作業時に本事故が発生した。
4.2 発生時の状況(1) 発生事象
平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分頃、燃料研究棟管理区域内の分析室（以下「108 号室」という。図 4.2.1
参照）のフード（H-1）（図 4.2.2 参照）において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。この事故対応に当たっては、保安規定とその下部
要領（図 4.1.3 参照）及び発災現場の情報に基づき、以下に示す、⑮初動対応（事故現場）、⑯初動対
応（現地対策本部）、⑰汚染拡大防止措置（グリーンハウス設営）、⑱立入制限区域の指定、⑲作業員の除染、⑳緊急医療措置を行った（図 4.1.4 参照）。
108 号室内において作業員がα線用表面汚染検査計（以下「α線サーベイメータ」という。）を用いて汚染検査を行った結果、5 名全員に汚染があることを確認した。事故発生時の 108 号室における作業員
5 名（作業員 A～E）の位置関係を図 4.2.3 に示す。
作業員からの聞き取り情報（平成 29 年 6 月 13 日：添付 4.2.1 参照）に基づくと、事故発生時の状況は以下のとおり。
作業員 E（フード（H-1）での作業員）が貯蔵容器の 6 本のボルトのうち 4 本を対角線上に外した後、残り 2 本のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり、「シュ」という貯蔵容器内圧の抜ける音がした。このため、作業員 E は蓋と貯蔵容器本体のすき間について全周のスミヤをとり、汚染がないことを確認した。
全周のスミヤで汚染がないことが確認できたことから、作業員 E は引き続き作業を進めることを判断し、片手で蓋を持ちながら残り 2 本のボルトを外したところ、樹脂製の袋が破裂した。作業員 E はその後蓋をフード内に置いた。破裂の際、作業員 E は腹部に風圧を感じた。また、ほかの作業員 4 名も含め全員が破裂音を聞いた。半面マスク越しではあるが、作業員 E は異臭がないことを確認した。また、作業員
E がゴム手袋越しに貯蔵容器に触れたところ、温度上昇は認められなかった。
聞き取り調査において、事故発生前後における当該フードでの貯蔵容器の写真を撮影していたことが明らかとなったことから、平成 29 年 6 月 14 日に管理区域内からデジタルカメラ内の記録媒体（SD カー
ド）を回収し、画像を確認した（添付 4.2.2 参照）。
(2) 発生場所における放射線及び汚染の状況
事故発生後は、汚染の拡大を防止するため、108 号室入口廊下側にグリーンハウス1（図 4.2.4 参照）

1

原子力施設において除染作業等を行う際に汚染の拡大防止を目的として作業エリアに仮設される囲いである。パイプ等を用いたフレームにビニルシ－ト、防炎シート等で覆いをした構造である。

2

を設置するとともに、108 号室から建家外への非常口扉に外側から目張りを実施した。目張り箇所を図
4.2.5 に示す。モニタリングポスト及び燃料研究棟の排気ダストモニタの指示値は、本事故の発生の前後で変化はなかった。図 4.2.6 及び図 4.2.7 に燃料研究棟に至近のモニタリングポスト（P-2）及び燃料研究棟の排気ダストモニタにおける指示値のトレンドを示す。発生場所における空気中の放射性物質の濃度については、事故発生時の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）（以下「Pu ダストモニタ」という。）の指示値は通常の変動範囲内であった。平成 29 年 6 月 6 日 13 時 55 分、その指示値が約 5×10-8 Bq/cm3（1 週間平均濃度）2まで上昇したが、それ以降は上昇しなかった。この値は、法令に定める Pu-239 の空気中濃度限度（7×10-7 Bq/cm3）を一桁下回るものである。その後、Pu ダストモニタの集塵用フィル
タを交換した結果、指示値が通常の変動範囲内まで低下したことを確認した。これ以降、指示値は通常の変動範囲内である。図 4.2.8 に Pu ダストモニタの指示値のトレンドを示す。作業員の 108 号室からグリーンハウスへの退室時における身体汚染検査結果（後述）から、平成 29 年 6 月 6 日 16 時 27 分に
108 号室を立入制限区域に設定した。
108 号室の表面密度については、平成 29 年 6 月 7 日に床面を測定した結果、最大 55 Bq/cm2（α線）、
3.1 Bq/cm2（β(γ)線）の汚染（図 4.2.9 参照）を 18 時 55 分に確認した。また、108 号室の線量当量
率は、最大で 2 µSv/h であった（図 4.2.10 参照）。108 号室へ出入りする管理区域内の廊下及び 108 号
室から建家外への非常口の外側については、汚染がないことを確認した。
燃料研究棟の放射線管理モニタの配置図を図 4.2.11 に、排気ダストモニタ及び Pu ダストモニタの系
統図を図 4.2.12 に示す。また、燃料研究棟の給排気系統図を図 4.2.13 に示す。
事故発生後のフード（H-1）の写真（平成 29 年 6 月 7 日撮影）を図 4.2.14 に示す。フード（H-1）前床に貯蔵容器から飛散したと思われる粒子を確認した。事故発生後、当該貯蔵容器は蓋をのせ、スライド式ガラス窓を閉めたフード（H-1）内に置かれた状態にあった。当該貯蔵容器はフード（H-1）のガラ
ス窓を通して TV カメラで監視していた（図 4.2.15 参照）。
(3) 作業員の汚染・被ばくの状況
平成 29 年 6 月 6 日 14 時 30 分に作業員は 108 号室からグリーンハウスへの退室を開始した。退室時のグリーンハウス内における身体汚染検査の結果、5 名の特殊作業衣等に汚染（最大 322 Bq/cm2 以上（α線））を確認し、慎重に半面マスクを交換後、特殊作業衣等の脱装を実施した。作業員 5 名のうち 4 名に皮膚の汚染を、うち 3 名から鼻腔内の汚染（最大 24 Bq（α線）：表 4.2.1 及び添付 4.2.3 参照）を確認した。皮膚の汚染を伴う作業員は管理区域内にある除染用のシャワー室で除染を行った。除染は、中性洗剤、固形石鹸、液体石鹸、シャンプー、鼻洗浄キット等を用いて実施し、除染補助者による汚染検査の結果、汚染が検出された場合は除染補助者の協力を得て除染を繰り返し、汚染が検出されなくなった時点で、放管員の身体サーベイによる最終確認検査を受け、検出限界（0.013 Bq/cm2(α線)）以下であることを確認して管理区域から退域した（添付 4.2.4 参照）。
シャワー室における除染に先立ち、シャワーが使用できることを確認した後に除染を開始したが、1人目の除染開始後、1〜2 分経過してシャワーの流量が減少した。このため、ホースにより燃料研究棟機械室から工業用水（ろ過水）をシャワー室に引き、水を用いた除染を再開した。2 人目は、シャワーの流量が回復したため、シャワーを用いて除染を行った。3 人目以降は、再びシャワーの流量が低下した
ため、ホースを用いて除染を行った。ホースの導入に際しては、管理区域境界の扉を開いた状態にした
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放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成十二年科学技術庁告示第五号）第七条参照

3

が、シャワー室のある更衣室も燃料研究棟の排気系統に接続されており、当該扉を開放しても空気は管理区域内に流れる。管理区域境界の扉を開いた状態で空気が管理区域内に流れることは、従来から定期的に確認している。後日、ホース使用時の扉の状態を再現してスモークテスターにより風向を測定し、閉じ込め機能が維持されていたことを確認した（添付 4.2.4 参照）。
なお、シャワーについては、平成 29 年 6 月 29 日に減圧弁を交換し、適切に給水できる状態に復旧している。
作業員 5 名のうち 3 名が補助線量計であるポケット線量計を装着しており、その読み取り値は 2 µSv（作業員 B）、3 µSv（作業員 D）、60 µSv（作業員 E）であった。作業員 5 名を核燃料サイクル工学研究所へ搬送し、緊急に実施すべき医療処置（キレート剤：Ca-DTPA3の投与等）の判断に資するため肺モニタ測定を行った。その結果、Pu-239 と Am-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq と評価された（表 4.2.2 参照）ため、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所（以下「量研放医研」という。）の支援を受け、体内に取り込まれた Pu 等の体外排泄を促進させる目的でキレート剤を投与した。平成 29 年 6 月 7 日、作業員 5 名を量研 放医研に搬送し、体表面の再除染、肺モニタ測定等を含む医療処置を受けさせた。
事故発生場所に係る時系列を表 4.2.3 に示す。
4.3 法令報告に係る通報の状況
作業員 5 名の核燃料サイクル工学研究所において実施した肺モニタの測定結果から、Pu-239 及びAm-241 について、最大で 2.2×104 Bq 及び 2.2×102 Bq と評価されたことから、管理区域に立ち入る放射線業務従事者について計画外の被ばくがあったときの報告基準である 5 mSv を超え、又は超えるおそれがあること、また、作業員 5 名の汚染状況から、108 号室の床等の表面密度が保安規定に定める立入制限区域指定基準（α核種：4 Bq/cm2）を超えるおそれがあることから、平成 29 年 6 月 7 日 13 時 00
分、本事象を核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の 3 に基づく法令報告事
象と判断し、13 時 27 分、原子力規制庁に報告した。
5．環境への影響
事故発生時、燃料研究棟の給排気系設備は運転を継続し、管理区域内の負圧を正常に維持しており、モニタリングポスト及び燃料研究棟の排気ダストモニタの指示値は通常の変動範囲内であった。よって、本事故発生時の環境への影響はなかった（図 4.2.6 及び図 4.2.7 参照）。
事故発生以降も継続して燃料研究棟の給排気系設備を運転しており、管理区域内の負圧を正常に維持し続けている。また、燃料研究棟の Pu ダストモニタ、排気ダストモニタ及び敷地境界のモニタリング
ポストの指示値は通常の変動範囲内であった（図 5.1、図 5.2、図 5.3 及び添付 5.1 参照）。以上のこと
から、施設外部への影響はない。

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キレート剤は、中心に金属イオンを挟むような形で配位結合できる化合物である。ペンテト酸カルシ
ウム三ナトリウム（Ca-DTPA）は超ウラン元素（Pu、Am 等）による体内汚染の軽減に効果がある。

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6．事象発生後の措置
6.1 現場復旧、原因究明等に係る計画
燃料研究棟における汚染への対応では、平成 29 年 6 月 8 日に国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）対策本部の体制を強化し、以下、(1)から(4)に示す現場復旧、原因究明等に係る計画を策定し、活動を進めた。図 6.1.1 に工程表を示す。
(1) 事象発生場所の復旧
現場復旧は、まず、フード（H-1）までのアクセスルートを確保し、フード（H-1）内の貯蔵容器の蓋を固定し、フード（H-1）から貯蔵容器を搬出して 108 号室から調製室（以下「101 号室」という。
）内のグローブボックス群（123-D、124-D）内へ移動する。その後、グリーンハウスの更新等により汚染管理の強化を図った後、フード（H-1）及び 108 号室の汚染検査・除染作業を行う。
(2) 作業員の被ばく評価
被ばく評価に係る対応では、外部被ばく線量の評価を行うとともに、作業員のバイオアッセイ試料を分析し、量研

放医研が医療措置として実施する内部被ばく線量評価に協力する。また、その結果を入手・確認し、法令に基づく線量の記録を行う。
(3) 貯蔵容器内容物及び破裂時の状況調査
原因究明に係る対応では、作業員の聞き取り、過去の記録類等に基づき、樹脂製の袋の破裂に至った要因を推定するとともに、当該貯蔵容器、内容物及び飛散物の調査、分析並びに樹脂製の袋の破裂現象
及び樹脂の放射線分解に関する検証試験を行う。また、直接的な原因及び背後要因を分析し、再発防止対策を検討する。
(4) 放射線管理情報等の調査
放射性物質の摂取に至った要因の推定に資するため、108 号室内汚染検査のスミヤろ紙、作業員が着用していた半面マスク等の測定等を実施する。また、直接的な原因を分析し、再発防止対策を検討する。
6.2 事象発生場所の復旧
貯蔵容器を 108 号室から搬出して 101 号室のグローブボックス（123-D）へ移動し、フード（H-1）と108 号室の汚染検査と除染を実施した。これらの現場復旧作業に際しては、作業員の被ばく防止と汚染拡大防止に努めるとともに、記録を残すなど現場の保全に努めた。燃料研究棟の給排気系設備は運転を継続し、管理区域内の負圧維持を継続している（添付 6.2.1 参照）。現場復旧作業の実績を表 6.2.1 に示す。
(1)108 号室外のグローブボックス内への貯蔵容器の移動

フード（H-1）までのアクセスルートを確保し、フード（H-1）から飛散したと思われる粒子を回収して 101 号室内のグローブボックス（123-D）内へ移動し、フード（H-1）内の貯蔵容器の蓋を固定した。
その後、フード（H-1）から貯蔵容器を搬出して 108 号室から 101 号室内のグローブボックス（123-D）
内へ移動した。
まず、108 号室入口からフード（H-1）までの通路について、作業員の歩行による汚染拡大・飛散防止のために化学雑巾を用いて床の拭き取りを行った。拭き取り後の床においてα核種の表面密度を測定し5

た結果は、図 6.2.1 に示すように、最大 55 Bq/cm2（図 4.2.9 参照）から、最大 5 Bq/cm2(立入制限区域
指定基準（α核種：4 Bq/cm2）)まで低減した。フード（H-1）から飛散したと思われる粒子については、カメラで位置情報を記録（図 6.2.1 参照）した後、位置ごとにバイアル瓶に回収し、金属容器に収納した。フード（H-1）前面のビニルシートについても、折りたたんで金属容器に収納し、101 号室のグロー
ブボックス(123-D)へ搬入した。これらについては、原因究明に資するため、外観の観察及び試料の分析を行った（「6.4」参照）。
フード（H-1）内の貯蔵容器にアクセスできる程度にスライド式ガラス窓を開け、貯蔵容器の蓋部をガムテープで固定した。蓋固定後、貯蔵容器に転倒防止治具を取り付け、フード（H-1）前面のガラス窓を全閉とした。蓋を固定し、転倒防止治具が取り付けられた貯蔵容器の状況を図 6.2.2 に示す。
フード（H-1）から貯蔵容器を搬出し、108 号室から 101 号室へ貯蔵容器を移動した。この作業は、収納容器を用い、適宜ビニル袋で養生し、表面の汚染を検査して異常のないことを確認した上で実施した。
108 号室内の移動は、プルトニウム・濃縮ウラン管理区域内運搬車を用い、108 号室出入口からグリーンハウス 1（図 6.2.3 参照）の近傍に待機させた簡易運搬車までは貯蔵容器を手渡しで移動した。その後、簡易運搬車を用いて 101 号室へ移動し、同室内のグローブボックス（123-D）へ搬入した。グロー
ブボックス（123-D）へ搬入後の貯蔵容器の状況を図 6.2.4 に示す。当該貯蔵容器については、原因究明に資するため、外観の観察を行った。また、貯蔵容器の内容物を取り出して各部の外観を観察するとともに、試料の分析を行った（「6.4」参照）。分析の結果、貯蔵容器の内容物に炭化物が含まれることが分かったため（後述の「6.4」(1)⑯参照）、貯蔵容器の内容物は 101 号室内のアルゴン（Ar）ガス雰
囲気のグローブボックス（124-D）へ移動した。
なお、ここまでの 108 号室内の作業は、空気呼吸器を装着(1 回当たりの作業時間を 20 分に制限)して実施した。また、当該貯蔵容器は、フード（H-1）から搬出するまで、TV カメラによる監視を継続した。
(2) 汚染管理の強化
被ばく評価の目的で 108 号室の床の汚染検査に用いたスミヤろ紙等を燃料研究棟から搬出する作業の準備中に、廊下に軽微な汚染を確認した（平成 29 年 7 月 7 日）。このため 108 号室及びグリーンハウス
から汚染を拡大させないための措置及び区域管理強化のための措置を講じて汚染管理の強化を図った。
108 号室及びグリーンハウスから汚染を拡大させないための措置として、事故直後に緊急に設置したグリーンハウスから図 6.2.5 に示す汚染管理の強化を図ったグリーンハウスへ更新した。グリーンハウ
ス境界の出入口はジッパー構造とし、汚染の閉じ込め機能を向上させた。また、以下に示す事項を実施することを定め、運用した。
・立入制限区域内への入域及び立入制限区域内からの退域時は、当該エリア専用の RI 作業靴に履き替える。ただし、108 号室及びグリーンハウスで使用する RI 長靴を立入制限区域外に持ち出す場合
は、靴カバーの着装を徹底し、着装は養生シート上で行う。
・汚染管理強化のため、作業終了後のグリーンハウス 2、3 は、床に加えて側面についても汚染検査を実施する。
また、汚染管理の強化を進めるに当たり、区域管理強化のための措置として以下に示す事項を定め、運用した。
・廊下の床へ養生シートを設置するとともに、廊下の中央付近にフットモニタを追加設置し、出入口側へ移動する場合はフットモニタによる汚染検査を実施する。汚染を拡大させる可能性のある 108

6

号室及びグリーンハウスからの退室者は、養生シート上を歩き、フットモニタで汚染検査を実施する。
・エアロック室前のハンドフットクロスモニタで汚染検査を実施する前に、自主サーベイエリアでα線サーベイメータによる汚染検査の実施（従来から実施してきた事項）を周知徹底する。
・これまで巡視点検時に実施していた化学雑巾での各室の床の拭き取りについて、グリーンハウスに向かって一方向に拭き取る方法に変更する。拭き取りは、巡視点検時に加えて、108 号室及びグリーンハウスでの作業後にも実施する。
・フットモニタ前と自主サーベイエリア前に追加設置した粘着シートを含め、廊下に設置されている
粘着シートは、108 号室及びグリーンハウスでの作業実施前に交換する。
汚染管理強化の概要を図 6.2.3 に示す。
その他、空気呼吸器又は全面マスクを装着した作業員の交替制が可能となるよう、放射線業務従事者を増員した。
(3) フード（H-1）の汚染検査・除染
フード（H-1）の汚染検査と除染については、フード内の不要物品をフードから取り出して金属容器等に収納した後、フード（H-1）内外表面の汚染検査を行いながら、除染作業及び固着汚染の固定を行った。フード（H-1）内の除染は、ストリッパブルペイントの塗布・剥離により行い、ストリッパブル
ペイント剥離後の表面密度が高い部分については、濡れウエスによる拭き取りを行い、拭き取り後の汚染の程度により、拭き取り作業を繰り返し行った。フード（H-1）外の除染は、濡れウエスによる拭き取りにより行った。表面密度の測定については、フード（H-1）内外表面を区画化し、当該エリアについてダイレクトサーベイを実施し、その時の最大値を記録した。ダイレクトサーベイでスポット汚染を確認した部位については、別途スポット汚染部位として記録した。
フード（H-1）内表面の除染結果を図 6.2.6 に示す。除染前のα線サーベイメータによる測定は、汚染拡大防止の観点から、床面及び側面（左右）のみを対象に実施した（計画段階からこの範囲に限定）。
その結果、床面は全域にわたって 100 kcpm 以上であった。側面については左側面が 15 kcpm、右側面が2.5 kcpm であり、当該貯蔵容器の樹脂製の袋における破裂開口方向との相関が見られた。除染後、内表
面全域（床面、側面、ガラス面（手前）、背面（奥）及び天井面（前・後））の汚染を測定した。ストリッパブルペイント及び濡れウエスによる除染により、汚染レベルの低減が確認できた。除染後の汚染検査の後、ストリッパブルペイントの再塗布を行った。
フード（H-1）外表面の除染結果を図 6.2.7 に示す。除染前後のα線サーベイメータによる測定は、
正面及び側面（左右）を対象に実施した。除染前の測定値は、検出限界未満～7 kcpm の範囲にあったが、拭き取り除染により全面が検出限界未満となった。
なお、ガラス窓左側底部の 4 kcpm を示したスポット汚染部位はレガテープ（フローモニタ）の部分
であり、2 kcpm を示したエリアの汚染は養生シート上であったことから、これらを取り外すことで除染した。
この後、後述する 108 号室の床、壁、天井及びグローブボックス等の設置機器の除染作業終了後、再びフード（H-1）の外表面及び内表面の汚染検査を実施し、遊離性の汚染が検出限界未満であることを
確認した。

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(4)

108 号室の床の汚染検査・除染

108 号室の汚染検査と除染については、最初に床面に対して実施した後、壁面、天井とグローブボッ
クス等の機器に対して実施した。
床の汚染検査及び除染作業については、汚染分布状況を把握するために、108 号室床面を 1 m×1 m に区画化し、区画ごとに化学雑巾による拭き取りを実施し、化学雑巾のダイレクトサーベイにより表面密度を求めた。床面の除染は、濡れウエス等により実施した。除染が終了した区画は、化学雑巾による拭き取りを実施し、遊離性の汚染が検出限界未満であることを確認した。固着性の汚染を確認した場合は再度除染を実施した後、汚染検査を実施した。
除染前の 108 号室床面の表面密度分布を図 6.2.8 に示す。除染前の表面密度は、フード近傍のエリアが高い傾向を確認した。108 号室へ入退室及び脱装を実施している F000～F020 付近の汚染レベルが比較的高い傾向であった。表面密度分布は、参考までに別途実施した 108 号室の床上 1 m の空気流線の測定
結果（図 6.2.9 参照）と概ね一致する傾向であった。
除染後の 108 号室床面の表面密度分布を図 6.2.10 に示す。床面について化学雑巾による拭き取りを実施し、化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査において、遊離性の汚染については検出限界未満であることを確認した上で除染を終了した。一方、固着性の汚染が除去できなかった箇所（図 6.2.10
中の F710、F810）については、図 6.2.11(a)に示すように汚染部位を粘着テープにより固定し、図6.2.11(b)に示すようにビニルシートにより床面を養生した。
(5)

108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染

壁面の汚染検査・除染については、当初計画では、壁面を 1 m×1 m に区画化して汚染分布状況を把握する予定であったが、壁面の汚染のレベルが低いことから、4 区画（4 m2）を一つのエリアとして化学雑巾による拭き取りを実施し、化学雑巾のダイレクトサーベイにより表面密度を求めた。壁面の除染は、濡れウエスによる拭き取りで実施し、除染が終了した区画は、化学雑巾を用いた拭き取りにより遊離性の汚染が検出限界未満であることを確認し、更に表面のダイレクトサーベイにより固着性汚染の有無を検査した。
以下、壁面については、廊下側の壁面を B 壁面、その反対側を A 壁面、フード（H-1）が設置されている壁面を L 壁面、その反対側を R 壁面とする。
除染前後の 108 号室 A 壁面、B 壁面、L 壁面及び R 壁面の表面密度分布を図 6.2.12～図 6.2.15 に示す。
拭き取り後、化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査を実施した結果、L 壁面はフード（H-1）に近いことから他の壁面と比較し、汚染レベルが高い傾向であり、フード（H-1）近傍の表面密度が高かった(最大：0.06 Bq/cm2)。B 壁面についてもフード（H-1）近傍のエリアに若干高い傾向を確認した（最大：0.03 Bq/cm2）。R 壁面については、排気口に近いエリア（図 6.2.15 中の W001R、W002R、W011R 及び
W012R）の表面密度が高かった（0.02 Bq/cm2）。これらのエリア以外の表面密度は低かった。壁面前に備品が置かれていた一部のエリアについては、遊離性の汚染が検出限界未満であった。除染が終了した各
壁面は、濡れウエスによる拭き取り後の化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査で遊離性の汚染が検出限界未満であることを確認した。また、除染後の各壁面の固着性汚染は検出されなかった。
壁面に設置されている備品については、当該壁面の汚染検査に先立ち除染を実施し、除染できなかった部分については粘着テープ又はストリッパブルペイントにより汚染を固定した。108 号室 L 壁面に設置されていた備品の除染前後の表面密度を図 6.2.16 に示す。実験台上の流し（シンク）以外について

8

は除染を実施し、遊離性の汚染が検出限界未満であることを化学雑巾による汚染検査で確認した。汚染が残ったシンクの奥側の箱の木製蓋及びシンクに付属している蛇口については粘着テープにより汚染を固定した。あわせて、ビニル袋により蛇口と配管を養生した。一方、108 号室 R 壁面に設置されていた備品の除染前後の表面密度を図 6.2.17 に示す。ボンベスタンド以外の備品に対して除染を実施し、拭き取り後の化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査で遊離性の汚染が検出限界未満であることを確認した。備品の側面に汚染は確認されなかった。ボンベスタンド下面については、表面形状に起因して除染が困難であったことから、ストリッパブルペイントを塗布し、汚染を固定した。
天井についても、当初計画では 1 m×1 m に区画化して汚染分布状況を把握する予定であったが、汚染レベルが低いことから、4 区画（4 m2）を一つの除染エリアとして汚染検査を行い、化学雑巾による拭き取りを実施し、化学雑巾のダイレクトサーベイにより表面密度を求めた。
天井面における除染前後の表面密度分布を図 6.2.18 に示す。除染前の段階で天井の表面密度は低く、検出限界未満のエリアも確認された。除染後は遊離性の汚染が検出限界未満であることを拭き取り後の化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査で確認した。除染後は、固着性汚染も検出されなかった。
設置されている機器についても化学雑巾を用いた拭き取りにより汚染検査を行い、濡れウエスで拭き取ることにより除染した。除染できなかった部位についてはストリッパブルペイントにより固定した。
当該区域に設置されているグローブボックス、Ar ガス雰囲気ユニット及び装置付属備品の除染前後における表面密度の測定結果を図 6.2.19～図 6.2.21 に示す。グローブボックス及び Ar ガス雰囲気ユニットの上部に設置されている付属備品についても除染を実施し（グローブボックスの上部に設置されているフィルタ木枠及び床面に設置されている冷却水循環装置を除く。）、拭き取り後の化学雑巾のダイレクトサーベイによる汚染検査で遊離性の汚染が検出限界未満であることを確認した。フィルタ木枠について
は、表面形状に起因して除染が困難であったことから、ストリッパブルペイントを塗布し、汚染を固定した。床面に設置された冷却水循環装置は床面との隙間が少なく、装置下の床の除染が困難であったことからストリッパブルペイントを塗布し、汚染を固定した。グローブボックスのグローブについては、
ビニルシートにより養生した。Ar ガス雰囲気ユニット表面についての除染は終了したが、本装置の形状が複雑であることから、深部に汚染が存在する可能性も考えられる。そのため、形状が複雑な外側にフレームを組み、ビニルシートにより養生した。
(6)

101 号室における作業員の特殊作業衣等の汚染を踏まえた安全対策の強化

9 月 8 日、燃料研究棟 101 号室（調製室）において、グローブボックス（123-D）内の整理作業としてバッグアウト作業を実施していた。グローブボックス内の使用済み樹脂製の袋を廃棄物(廃棄物の仕掛品。以下「梱包物」という。) として払い出すため、樹脂製の袋内に入れた。梱包物を先端まで押し込んだとき、樹脂製の袋の先端が開いていたため、梱包物が床に落ちた。この事象により作業員 3 名の特殊作業衣及び装備から最大で 2.5 kcpm の汚染を確認した。本事象による環境への影響はない。また、室内の汚染状況は、スポット的な汚染であり、汚染拡大の可能性がないことから、本事象は法令報告に該当しないと判断した。その後、101 号室の復旧のための応急措置を実施した上で不適合管理を行い、原因を特定し対策を立案した（添付 6.2.2 参照）。
これを受けて、燃料研究棟における点検等の安全確保に必須な作業以外は 108 号室の現場復旧作業も含め全て中止し、作業の手順等に係る緊急点検を実施してきた。108 号室の現場復旧作業に係る作業計
画書についても、上記の緊急点検を実施し、101 号室での汚染事象の不適合管理で抽出された改善点も9

反映して改訂を行うとともに、当該作業に従事する作業員に対して改訂した作業計画書に基づく教育を実施した。これらより、作業の安全対策の強化が図られたことから、9 月 19 日、108 号室の現場復旧作業を再開した（添付 6.2.3 参照）。
なお、燃料研究棟においては、108 号室に設定している立入制限区域を解除するまでの期間、点検等の安全確保に必須な作業を除いて 108 号室の現場復旧作業以外は停止し、108 号室の現場復旧作業の安全確保及び監視に集中した。
(7) 最終確認と立入制限区域の解除
フード（H-1）を含む 108 号室内の全域の除染作業終了後、室内を養生していたビニルシートを撤去
し、同室内を区分して、化学雑巾を用いた拭き取りにより、フード（H-1）、108 号室の床面、壁面、天井、グローブボックス等の設置機器、配管等の表面の最終的な汚染検査を実施した。この結果、108 号
室全域の表面密度が検出限界未満であることを確認した。また、グリーンハウスの汚染検査・除染を実施して解体・撤去し、廊下のうち立入制限区域に指定されているエリアの床と壁面の最終的な汚染検査を実施して、108 号室と同様に表面密度が検出限界未満であることを確認し、現場の整理と後片付けを実施した。
上記の汚染検査の結果により、保安規定に定める立入制限区域指定の基準である「表面密度（α 核種）
が 4 Bq/cm2 を超え、又は超えるおそれがある場合」に該当しなくなったことから、平成 29 年 10 月 16日、保安規定に基づく立入制限区域を解除した。
(8) 立入制限区域解除後の 108 号室の管理
原子力機構は、平成 25 年度に燃料研究棟の廃止の方針を決定して、平成 27 年度に燃料研究棟における研究開発を終了した。燃料研究棟では、廃止措置計画を進めており、その一環として実験済核燃料物
質の安定化を実施中である。今回の事故により、108 号室内の全域が核燃料物質で汚染し、また、除染できなかった一部の固着性汚染は固定されている。
これらの状況を踏まえ、汚染防止の観点から 108 号室では核燃料物質を取り扱わないこととし、同室への入室は設備機器の点検、放射線管理、汚染固定箇所の点検等の管理業務に制限する。
具体的には、以下に従って 108 号室を管理する。
① 核燃料物質使用変更許可申請を行い、108 号室では核燃料物質を取り扱わないことを明確にする。
② 保安規定変更認可申請を行い、108 号室の管理について保安規定に定める。
③ 「108 号室の出入管理要領書」等の要領を定め、以下のとおり 108 号室の管理を行う。
・設備機器の外観目視点検等、汚染固定箇所の点検作業及び定期的な放射線管理に限定する。同室内の機器、設備の補修等の作業が必要となった場合には、新たに作業計画書等を策定して実施する。
・108 号室内の汚染固定箇所の管理については、汚染固定箇所をマップ等により特定した上で現場表示により識別するとともに、これらの汚染の固定を適切に維持するために、目視による点検、汚染検査等を実施する。
上記の①及び②については原子力規制委員会へ申請を行った。また、③についてはあらかじめ要領を定め、立入制限区域解除後直ちに運用を開始した。
なお、108 号室の立入制限区域解除後は、当面の間、汚染管理を徹底し、万が一の軽微な汚染を確認した際の処置（汚染検査、除染及び固定措置）も含めてあらかじめ立案した非定常作業計画書に基づき、

10

108 号室内の点検作業等を実施する。その後、管理実績を蓄積して「108 号室の出入管理要領書」等を見直し、同室の管理の強化又は合理化を図る。108 号室への入域においては、当面は 2 名以上で入室することとし、全面マスク、タイベックスーツ及びゴム手袋（二重）を着用するとともに、108 号室内専
用の RI 作業靴に履き替える汚染対策を講ずる。今後、汚染管理の実績を蓄積してその対策を見直していく。
6.3 作業員の被ばく評価(1) 外部被ばくによる実効線量の評価（詳細は添付 6.3.1 参照）①

光刺激蛍光線量計による測定
大洗研究開発センターでは放射線業務従事者の日常モニタリング用の個人線量計として光刺激蛍光線量計（以下「OSL 線量計」という。
）を使用している。作業員の着用していた OSL 線量計は、表面汚染が認められたためグリーンハウス内で保管され、平成 29 年 6 月 13 日に回収された。回収時に行われた
表面汚染検査の結果、OSL 線量計ケース外側には最大で 1.0×103 Bq/cm2 の汚染を確認したが、ケースに収納された OSL 線量計本体には汚染はなかった。
平成 29 年 6 月 15 日に OSL 線量計の測定を実施した結果、作業員 A、B、C、D の 1 cm 線量当量は検出
下限値 (0.1 mSv) 未満であった。しかし、作業員 E の OSL 線量計については、表面に付着していた汚染からの放射線が長時間にわたって線量計に局所的に入射したために指示値異常が発生したと考えられることから、評価不能と判定した。
また、OSL 線量計に同梱された中性子用の固体飛跡中性子線量計の測定も実施した結果、中性子による有意な被ばくは認められなかった。
②

電子式ポケット線量計による測定
作業員 5 名のうち 3 名が補助線量計として電子式ポケット線量計（以下「EPD」という。）を着用しており、その読取値は 2 µSv（作業員 B）、3 µSv（作業員 D）、60 µSv（作業員 E）であった。
③

実効線量の評価
以上の結果から、5 名の作業員の外部被ばくによる実効線量は、作業員 A、B、C、D については OSL 線

量計、作業員 E については EPD を基に評価を行い、全員記録レベル（0.1 mSv）未満であると評価した（表 6.3.1 参照）。
なお、平成 29 年 6 月 7 日に測定した 108 号室内の線量当量率は最大で 2 µSv/h であった（図 4.2.10
参照）ことから、同室内に 8 時間滞在したとして計算しても、外部被ばくは記録レベル（0.1 mSv）未満と評価できる。
(2) 体表面汚染による皮膚被ばく線量の評価（詳細は添付 6.3.1 参照）
108 号室からの退室時のグリーンハウスにおける身体汚染検査において、作業員全員の特殊作業衣に、
うち 4 名には皮膚に汚染を確認したことから、これらの汚染による皮膚被ばく線量について評価を行った（添付 6.3.1 参照）。
この評価においては、作業員に関連する種々の測定データの中で最も汚染密度の高い、OSL 線量計のケース表面の測定結果(スミヤ法での測定結果に基づく保守的な評価で 1.0×103 Bq/cm2)を用い、この値の汚染が直接皮膚に付着し、事故発生時刻から管理区域を退域する時刻まで皮膚被ばくが継続していたとの仮定により皮膚の等価線量を評価した。その結果、最大で 83 µSv であった。

11

また、量研

放医研が受入時に実施した体表面汚染検査時に検出された汚染(最大 140 cpm) についても上記と同様保守的な仮定により評価した結果、最大で 0.11 µSv であった。
これらの結果から、体表面汚染による皮膚の等価線量は、全員記録レベル（0.1 mSv）未満であることを確認した。
(3) 内部被ばくによる実効線量の評価
今回、原子力機構は作業員の内部被ばくに対する診察、処置を受けさせるため、事故が発生した翌日の平成 29 年 6 月 7 日から量研

放医研へ作業員を入院させた。量研

放医研における診察、処置の一部として、内部被ばく線量の測定・評価が実施された。このうち、バイオアッセイ試料（便）の分析については量研 放医研からの依頼により原子力機構が実施し、平成 29 年 7 月 5 日、量研 放医研にその結果を報告した。
量研

放医研の行った内部被ばく線量の測定・評価の結果は量研

放医研の管理する医療情報である

ため、原子力機構は、適切な手続の下で必要な情報を入手し、量研

放医研がバイオアッセイ検査等の結果を基に実施した内部被ばく線量の評価の内容を確認した。その上で、原子力機構が実施した放射性物質の摂取に至った原因の推定結果（破裂時の顔面の動き、破裂後の会話、発汗等によるマスクの密着性の低下に伴う接顔部からの吸入摂取等（添付 7.2.1 参照））や 108 号室の放射線管理情報等の調査結果（スミヤろ紙等による室内汚染検査結果及び粒径分布等の測定結果（添付 6.5.1 参照））も考慮して原子力機構として内部被ばく線量の評価を行い、その内容を基に原子炉等規制法等の法令に基づく放射線業務従事者の被ばく線量の記録を行った。原子力機構で行った内部被ばく線量評価の詳細を添付
6.3.2 に示す。この内部被ばく線量評価の結果は、量研

放医研が実施した線量評価の結果と同等である。
なお、この評価ではプルトニウム同位体の内部被ばく線量評価の原則に基づき便中排泄量を使用したことから、尿への排泄を促進する効果のあるキレート剤による治療の影響は考慮していない（添付 6.3.3
参照）。
作業員 5 名の内部被ばくによる実効線量（預託実効線量）を表 6.3.2 に示す。このように作業員のうち 1 名が法令で定める放射線業務従事者に対する線量限度（5 年間につき 100 mSv 及び 1 年間につき 50
mSv）を超過しており、また保安規定に定める警戒線量（20 mSv／年及び 13 mSv／3 か月）を超過した作業員も認められたことから、保安規定に従い当該者の放射線作業を制限する措置を講じた。
(4) 事故発生当日に実施した肺モニタ測定での過大評価について
事故発生当日に核燃料サイクル工学研究所で行った肺モニタ測定の結果は、Pu-239 と Am-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq であった4が、翌日量研

放医研で実施された肺モニタ

測定については、「プルトニウムについては明確なエネルギーピークを確認できなかった。アメリシウ
ムについては、計測データからエネルギーピークを確認した方がいるが、そのレベルは減少している。」と発表された。また量研

放医研からは事故発生翌日の受け入れ時、4 名の体表面に汚染が検出されたことも発表されている。これらのことから、事故発生当日の肺モニタ測定は被検者の胸部表面に Pu-239
等が付着していたことによる過大評価であったと考えられる。この肺モニタ測定時に改めて汚染検査をしなかった経緯を添付 6.3.4 に示す。また、肺モニタで測定された値と体表面汚染のレベルの関係につ
4

全量が肺中放射能であると仮定した場合、預託実効線量は 12 Sv に相当する。

12

いて調査・検討を行った結果、検出器近傍の胸部表面にα線サーベイメータの計測値にして 100 cpm 程
度の汚染がある場合には、上記の値が計測される可能性があることを確認した（詳細は添付 6.3.5 参照）。
除染完了を確認して管理区域を退出したとする作業員にこのような汚染が付着していた原因について、関係者からの聞き取り、専門家からの情報収集、体内動態モデルの調査・確認等により幅広に検討した結果、皮膚に付着していた汚染が管理区域退出時の汚染検査では検出できなかった可能性が高いと考えられる（詳細は添付 6.3.6 参照）。また、汚染が検出できなかった原因として、除染時の水分が残存していたことが考えられることから、その影響について考察した結果を添付 6.3.7 に示す。
なお、身体汚染検査に係る問題については、「8.4.3

事故発生後に顕在化した問題の改善について」で述べる。
6.4 貯蔵容器内容物及び破裂時の状況調査(1) 貯蔵容器内容物の調査結果
樹脂製の袋が破裂した当該貯蔵容器の内容物の性状と履歴に関して、計量管理帳簿の調査（添付 6.4.1
参照）、燃料研究棟の月報、技術レポート、点検記録等の資料の調査（添付 6.4.2 参照）及び燃料研究棟に関係する職員（退職者含む。）への聞き取り調査（添付 6.4.3 参照）を実施し、明らかになったことは以下のとおりである。
①

当該貯蔵容器内の核燃料物質は、天然ウラン（U）とプルトニウム（Pu）であり、Pu は同位体組成の異なる 5 種類（表 6.4.1 参照）が混在している。

②

当該貯蔵容器内の核燃料物質は、X 線回折測定済試料を集めたものである。

③

燃料研究棟における X 線回折測定用試料の特徴として、核燃料物質の粉末をエポキシ樹脂系の接着剤（主剤と硬化剤の 2 液混合型）と混合し、アルミニウム製の試料ホルダーに固定する方法を用いていた。試料ホルダー中の樹脂固化物部分の寸法は、約 20 mm×20 mm 又は約 20 mm×18 mm の四角形で、厚さ 1.5 mm 強の平らな形状である。試料作製方法の技術レポートでは、この樹脂固化物 1個当たり核燃料物質の粉末を 0.2 g 程度使用するとされている。エポキシ樹脂の使用量は 1 g 前後である。

④

核燃料物質の化合物の種類として、酸化物、炭化物、窒化物が確認されている。また、これらの化合物は、U あるいは Pu のみからなるものと、U と Pu の混合化合物であるものとが混在している。

⑤

X 線回折測定後の試料は空気雰囲気のグローブボックス内に集約し、樹脂製等の密閉性の低い容器に収納して置かれていた。平成元年 10 月に、当時置かれていた全量のうち約 78 ％に相当する量をほかの空気雰囲気のグローブボックスに移動した。

⑥

この移動先のグローブボックスには、アルミニウム製の試料ホルダーから樹脂固化物を打ち抜く治具と酸化加熱処理用の加熱炉が設置されており、移動した核燃料物質はここに 2 年間置かれた後、
平成 3 年 10 月に当該貯蔵容器に収納された。

⑦

貯蔵容器へ収納する際の内容器として、燃料研究棟にあった比較的容積の大きい筒状のポリエチレ
ン製容器（以下「ポリ容器」という。）を用いた。このポリ容器は、核燃料物質の保管を目的としたものではなく、グローブボックス内で生じる紙等の可燃性廃棄物や、金属・ガラス等の不燃性廃棄物を一時的に収納しておくために用いられているものである。

⑧

貯蔵容器への収納に際しては、グローブボックス内で核燃料物質をポリ容器に入れてから、樹脂製の袋（一重目）へのバッグアウト操作によって搬出し、これを更に樹脂製の袋（二重目）に封入し

13

た。
⑨

平成 3 年 10 月に当該貯蔵容器の貯蔵を開始した後、平成 8 年 7 月に貯蔵容器の蓋を開封し、内部の状態を点検した際の記録の存在を平成 29 年 7 月 14 日に確認した。この点検では、Pu が収納された計 64 個の貯蔵容器について内部の収納物の状況が確認されており、異常の認められたものについては梱包更新（詰め替え）されている（表 6.4.2 参照）。当該貯蔵容器の記録には、ポリ容器の底部が変色、破損していること、樹脂製の袋が膨張していることの記載があるほか、梱包を更新した後に異常なしとの記載がある（添付 6.4.2 (3)参照）。

上記の明らかになった事項に関する補足事項及び状況として考えられることを以下に述べる。
①の同位体組成に関しては、Pu 中に生成する Am-241 は使用過程で除去されているものと、除去されていないものが混在していると推測される。表 6.4.1 中のα崩壊の実効崩壊定数の比較は、Am-241 を除去していないと仮定した場合の値である。5 種類の同位体組成の Pu の混在比について、計量管理帳簿に記載の供給当事国別重量明細と、全 Pu 重量に対する核分裂性 Pu の重量比の数値から、貯蔵容器内の平均同位体組成を推定した（添付 6.4.4 参照）。また、昭和 58 年時点で Pu 全量から Am-241 を除去したとの仮定の下で、Am 除去の有無によるα崩壊数の相違を評価した。
「7.1」の諸要因の影響を評価する際には、この平均同位体組成の推定値を用いるとともに、Am 除去の有無についても考慮することとした。
④〜⑥に関して、移動先のグローブボックスには、酸化還元炉と呼ばれる加熱炉が設置されていたことから、樹脂固化物を酸化加熱処理することを意図して移動したと考えられる。当時の燃料研究棟在籍者による昭和 60 年及び平成元年に刊行された技術論文には、有機物中の Pu を加熱処理して回収する方法が記載されていることから、酸化加熱処理した核燃料物質をスクラップとして貯蔵し、将来再利用することを想定していたと考えられる。X 線回折測定済試料のうち、炭化物と窒化物については化学的に活性であるとの認識があり、炭化物については試料ホルダーから樹脂固化物を取り外し（打ち抜き）、
酸化加熱処理が行われていたことが昭和 60 年の作業月報に記載されている。この処理過程でエポキシ樹脂も分解・除去され、U と Pu の酸化物粉末となる。しかし、当該貯蔵容器内の核燃料物質が上記グローブボックス内に置かれている平成元年から平成 3 年の間に、樹脂固化物を酸化加熱処理したとの記載
は作業月報に見られなかったことから、樹脂固化物のまま貯蔵容器に収納された可能性が高い。酸化物
粉末の樹脂固化物についても、化学的に安定との認識から、加熱によるエポキシ樹脂の除去を行わない
まま貯蔵容器に収納されたと考えられる。
⑦に関して、当時においても金属容器を使用するのが燃料研究棟において業務に従事した職員の一般的な考え方であった。
⑨に関して、具体的な措置作業の記録は見つかっていないが、貯蔵容器内の収納物をグローブボック
スに搬入し、核燃料物質を新しいポリ容器に詰め替えた後、再度バッグアウト操作により樹脂製の袋に封入して貯蔵容器に収納したと推測される。これ以降の当該貯蔵容器内部の状態に関する点検記録類は見つからなかった。
当該貯蔵容器を 108 号室のフード（H-1）から別室のグローブボックス（123-D）に搬入した後、内容物を取り出して各部の外観を観察（図 6.4.1 及び添付 6.4.5 参照）するとともに、試料の分析を行った（添付 6.4.6 参照）。その結果明らかになったことの要点は以下のとおりである。
⑩

貯蔵容器と蓋の内面には樹脂製の袋を損傷するような鋭利な突起物はなかったが、蓋の O-リングには亀裂が生じていることを確認した。

⑪

一重目（内側）の樹脂製の袋は二重目（外側）より上下方向に長く、一重目の袋が二重目の頂部を14

突き破るように破損していた。
⑫

ポリ容器は変色と脆化があるものの、破損していなかった。

⑬

ポリ容器の高さの 2/3 程度まで樹脂固化物（ほぼ完全な形状のものと割れたものが混在）が収納されていた。アルミニウム製の X 線回折測定用ホルダーは入っておらず、全てホルダーから打ち抜いた樹脂固化物であった。

⑭

ポリ容器底部付近には細かいかけらと粉末があった。

⑮

樹脂固化物（割れたかけらを含む。）の重量はg で、ふるい分けした粉末成分は 9.89 g であった。
⑯ 粉末成分は数十 µm 以上の粗大な粒子が多く、化学形は二酸化物のほかに炭化物が含まれ、微細な樹脂のかけらも含まれる。U と Pu の混合化合物のほか、ほとんど Pu のみからなる粒子も局所的にはある。
⑰ 比較的形状を保持しているものを選別した樹脂固化物の線量当量率は約 5 µSv/h から 220 µSv/h まで幅広く分布しており、飛散物も含めて、U と Pu の混合化合物のほか、ほぼ U のみ及びほぼ Pu のみからなる化合物があることを確認した。
⑱

2 つの樹脂固化物について、内部の粉末の平均粒子径を体積基準により評価した結果、約 22 µm と約 36 µm の値を得た。

⑲

上記以外に、フード前及びフード内の養生シート上から回収した飛散物重量は合わせて 1.55 g であった。分析の結果、飛散物は樹脂固化物のかけらであることを確認した。
上記の貯蔵容器内収納物の観察・分析結果から考えられることは以下のとおりである。
⑩〜⑫の結果から、内圧上昇した樹脂製の袋を破損させるような外的物理要因（突起物、異物混入、ポリ容器破片等）はなく、蓋開封時の急激な上方への膨張によって袋の破裂に至ったと考えることができる。また、O-リングに亀裂が生じた時期は蓋開封時か貯蔵期間中か断定できないが、後者の場合には貯蔵中の袋の内圧推移に影響する。
⑮と⑯の結果から、ポリ容器内にあった粉末成分は樹脂固化物断面から崩れ落ちた微細な成分と考えられ、当該貯蔵容器には樹脂固化物を加熱処理して得た酸化物粉末は収納されていなかった可能性が高い。
樹脂製の袋の内圧上昇と破裂に至った事象進展を検討するために、貯蔵容器内部の梱包更新時（平成8 年 7 月）の状態の想定図を、上記観察結果と貯蔵容器の製作図面及びポリ容器の採寸により作成した（図 6.4.2 参照）。図中には樹脂製の袋の採寸と溶着部位の観察に基づき、平らな状態にした際の寸法も示した。貯蔵容器の材質はステンレス鋼（SUS304）製（以下「SUS304 鋼製」という。）であり、蓋には取手が付いている。貯蔵容器本体と蓋の間は O–リングで気密が保たれており、製作時に 3 気圧の加圧下で気密検査が行われている。これは、貯蔵容器内部の加圧を想定したものではなく、臨界管理上の観点から貯蔵容器内への水の浸入を防ぐための設計仕様である。貯蔵容器本体への蓋の固定は 6 本のボルト（M8、SUS304 鋼製）で締め付ける構造である。
ポリ容器の内容積約 1.5 L に対して貯蔵容器の内容積は約 3.9 L であるが、入口径 120 mm に対してポリ容器外径は 94 mm であることから、樹脂製の袋に二重に封入したポリ容器がかろうじて入れられる状態である。ポリ容器の蓋は本体に被せるのみの形式であり、紙テープが巻かれてあったが密閉性は低
く、急激な圧力変化が起こらない限りはポリ容器内部と一重目の樹脂製の袋内部は圧力平衡になると考えて良い。一重目の袋が上下方向に長かったことから、ポリ容器上方で折りたたまれていたと推測され核物質防護上の観点から■の箇所は非開示としています。

15

る。一重目の袋で包んだポリ容器を収納した二重目の袋は、上下方向の余裕は少なかった。
なお、平成 3 年 10 月の貯蔵開始時の収納状態については、使用したポリ容器が梱包更新時と全く同じ寸法のものかどうか、二重の袋の溶着部位や寸法等が梱包更新時と同等であったかどうかを示す情報
は得られなかった。
(2) 破裂時の状況調査結果
フード内で当該貯蔵容器の蓋を開封する作業中に内部の樹脂製の袋が破裂に至った事象に関して、作業員への状況の聞き取り調査（添付 6.4.7 参照）を実施するとともに、108 号室の現場の写真（図 6.4.3
及び図 6.4.4 参照）を基に、破裂時の状況を以下のとおり整理した。
破裂事象に関して、聞き取り調査内容の重要な点は以下のとおりである。
①

貯蔵容器の 6 本のボルトを順に緩めていく過程で蓋が浮き上がってきていた。

②

ボルトを 4 本外した後、残り 2 本のボルトを緩める際に「シュ」と内圧の抜ける音を聞いており、その際に容器と蓋の隙間のスミヤを採取して汚染がないことを確認した。

③

片手で蓋の取手を持ちながら、残り 2 本のボルトを指で交互に緩めていき、2 本のボルトのネジ山が容器から外れた時点で破裂音とともに蓋が浮き上がった。

④

作業員が聞いた破裂音は「パン」と 1 回である。

⑤

破裂後に養生シート上の飛散物を見た際に、何かで固めてあるものと思った。
①及び③から、貯蔵期間中に樹脂製の袋の内圧が上昇していたことは明らかである。また、②で汚染のなかったことから、破裂に至るまでの樹脂製の袋は、少なくとも一重目か二重目のどちらかは破損していなかったことになる。内圧の抜ける音は、貯蔵容器内面と袋の間で圧縮されていた空気が放出されたものと推測できる。貯蔵容器の蓋の観察により O-リングに亀裂発生が認められたが、内圧の抜ける音が聞こえたことから、密閉機能を完全に失っていたわけではない。④から、一重目と二重目の袋が同時に破裂したか、あるいは一方は貯蔵期間中に破損していたことになる。
破裂後に作業員が撮影した貯蔵容器の写真（図 6.4.3 参照）と内容物の観察結果からは、以下のことが言える。
・貯蔵容器上端から樹脂製の袋がはみ出ており、破裂の開口部は袋の側面に沿って縦に裂けるように破損している。上端からはみ出ているのは一重目の樹脂製の袋であり、側面の溶着部に沿って縦に長く開口している。
・二重目の樹脂製の袋は写真に写っていないが、貯蔵容器上端より低い位置で袋の頂部が開口し、そこから一重目の樹脂製の袋が上方にはみ出している。
・一重目、二重目ともに樹脂製の袋の上端には溶着部がない。
・破裂に伴う開口部は作業員側を向いており、作業員が左腹部に風圧を感じたとの証言と整合している。
・袋の内側に見える大きな円形状のものは、ポリ容器の蓋であり、作業員の証言では上下が逆さまになった状態で、写真に見えているのは蓋の内面側である（観察により確認済み）。
・蓋の右側の袋内部に黒い物体が見えており、ポリ容器内の核燃料物質が破裂時に飛び出してきた可能性があるが、この写真の撮影以後、蓋の固定作業の際に内部に押し戻されたと推測される。
破裂時に貯蔵容器内から飛散した粒子（飛散物）を回収する作業の際に、フード手前の床養生シートを撮影した写真（図 6.4.4 参照）において、白枠部分を拡大したのが下段の 2 枚の写真である。黒い塊

16

状のものに関して作業員は「何かで固めてあるものと思った」と証言している。これらの飛散物は割れや欠けにより元の形状を保っていないが、観察及び分析により樹脂固化物の一部であることを確認した。
フード開口部の空気引き込みの面速が 0.5 m/s 以上であることから、内圧上昇していた樹脂製の袋の破裂に伴う吐き出しの気流に乗り、面速を上回る速度で貯蔵容器内から飛散したことになる。
6.5 放射線管理情報等の調査(1) 室内汚染検査のスミヤろ紙及び Pu ダストモニタフィルタの測定・評価
作業員が摂取した放射性物質の核種組成や粒子径5の分布等の性状を把握するため、Pu ダストモニタのフィルタ（平成 29 年 6 月 6 日交換）及び平成 29 年 6 月 7 日に実施した 108 号室内汚染検査のスミヤ
ろ紙（平成 29 年 6 月 7 日採取）
（以下「スミヤろ紙・フィルタ」という。
）について、分析を実施した。
スミヤろ紙・フィルタは照射燃料集合体試験施設（FMF）に運び、外観の詳細撮影、Ge 検出器による光子エネルギー核種分析、イメージングプレート6によるα放射能分布分析及び粒子径の分布評価等を行った。スミヤろ紙・フィルタの外観、光子エネルギースペクトル、イメージングプレート画像及び粒子径の分布の評価結果を添付 6.5.1 に示す。また、粒子径の分布から評価した空気力学的放射能中央径（以下「AMAD」という。）の分布を図 6.5.1 に示す。
光子エネルギースペクトルでは、Am-241 以外のγ線放出核種の有意な検出はなかった。したがって、
貯蔵容器内貯蔵物の情報に含まれないγ線放出核種による有意な汚染は発生していないと評価する。
イメージングプレート画像からスミヤろ紙に回収された粒子の AMAD を化学形が PuO2 であると仮定して評価した結果、最低でも 5 µm 以上、フード近傍では 10 µm 以上であった。走査型電子顕微鏡（SEM）
による特性 X 線像で観察した粒子の粒子径は、一部の巨大粒子を除いて数 µm 程度であった。
破裂に伴って飛散した放射性物質の粒子のうち比較的粒子径が大きく重いものの多くは床に沈降し、粒子径が小さく軽いものは空気中に浮遊する。このことは、イメージングプレートによる測定等から評価した床スミヤ試料と室内 Pu ダストモニタフィルタの粒子径を比較すると、Pu ダストモニタフィルタの粒子径は小さい傾向にある（添付 6.5.1 内の表 6.5.1-1 参照）ことからも確認できる。したがって、
108 号室内に拡散した粒子の粒子径は、破裂の際フードの近くにいた作業員が直接浴びた飛散粒子の粒子径より小さいと考えられる（添付 6.5.2 参照）。
(2) 半面マスクの汚染状況等の調査
作業員が事故発生当時、作業中に着用していた半面マスク（5 体）及び 108 号室退出時に一時的に着用した交換後の半面マスク（4 体）については、内部被ばくの経路等に関する重要な情報が得られることから、半面マスクの放射性物質の付着状況を詳細に調査した。半面マスクの構造を図 6.5.2 に示す。
調査は、照射燃料試験施設（AGF）で Ge 検出器による核種分析の予備調査を行い、その後、固体廃棄物
前処理施設（WDF）で本調査を行った。汚染状況調査の対象と目的は以下のとおりである。
・面体の接顔部：接顔部からの汚染の侵入の痕跡調査（ペンシル型測定器7によるα汚染相対強度分布5

ここでは実際の粒子の直径をいう。内部被ばく線量評価に使用する空気力学的放射能中央径（AMAD）とは異なる。
6
薄いプラスチック基板上に放射線に感度を持つ輝尽発光性蛍光体を塗布した位置検出型放射線検出器であり、α線放出核種の放射能分布を画像化することが可能である。
7
直径 5 mm の有感部分を持つ鉛筆型の ZnS(Ag)シンチレーション検出器であり、狭い範囲の α 汚染の検出に特化した測定器である。

17

直接測定（作業中に着用していた半面マスク 3 体及び交換後の半面マスク 1 体）、イメージングプ
レートによるα汚染詳細分布測定（全数）、湿式スミヤ法によるα汚染相対強度分布測定（作業中に着用していた半面マスク 3 体、交換後の半面マスク 1 体））・フィルタカートリッジホルダ内側：フィルタカートリッジの健全性確認（乾式スミヤ法によるα汚染量測定（全数））
・吸気弁上流側：フィルタカートリッジの健全性確認（α放射能量直接測定（全数））
・吸気弁下流側：半面マスク装着中の呼吸空気の汚染状況（α放射能量直接測定（全数））
・排気弁上流側：半面マスク装着中の呼吸空気の汚染状況（α放射能量直接測定（全数））
さらに、半面マスクと顔面の密着性を低下させる要因となる可能性のあるゴム製のしめひも（以下「しめひも」という。）の状態を調査した。
調査結果の概要を以下に示す（詳細は添付 6.5.3 参照）。
①

面体の接顔部の測定結果

・ペンシル型測定器、イメージングプレート及び湿式スミヤ法で測定した結果、いずれの方法でも同じ傾向の汚染分布であった。
・作業中に着用していた半面マスクについては、作業員 B、C、D、E の半面マスクで面体の接顔部及びその内側に放射性物質の付着が確認され、放射性物質の侵入の痕跡と推定する。特に作業員 E の作業中に着用していた半面マスクは、左頬骨及び左下顎接触部分で高い汚染が確認され、また面体全体が広く汚染していた。作業員 A の作業中に着用していた半面マスクでは汚染は認められていない。
・交換後の半面マスクについては、1 体について高い汚染があった。これは作業員 E が着用していたものと考えられる。その他の交換後の半面マスクの面体接顔部に顕著な汚染は認められなかった。
②

フィルタカートリッジホルダ内側及び吸気弁上流側の測定結果
・全ての半面マスクについて、フィルタカートリッジホルダ内側に汚染は認められなかった。
・吸気弁上流側の測定結果については、作業員 C、E の作業中に着用していた半面マスクで僅かに汚染が認められたが、吸気による弁の動作により面体内の汚染空気に接触していたためと考えられ、フィルタカートリッジの健全性を否定するものではない。

・以上のことから、全ての半面マスクについて、吸気中の汚染をろ過するフィルタカートリッジは健全であり、ろ過材を放射性物質が透過した可能性はないと考えられる。
③

吸気弁下流側及び排気弁上流側の測定結果

・吸気弁下流側及び排気弁上流側の測定結果では、作業員 C、D、E の作業中に着用していた半面マス
クで汚染を確認した。半面マスク内に汚染が侵入していたと考えられる。
④

しめひもの状態の調査結果

・半面マスクのしめひもの状態については、作業員 B、D、E の作業中に着用していた半面マスクについては正常であったが、作業員 A、C の半面マスクについては伸縮性が弱まっていたことが観察された。
以上の半面マスクの調査結果を作業員ごとにまとめた結果は以下のとおりである。
・作業員 A：作業中に着用していた半面マスクに汚染の侵入の痕跡は認められない。しめひもに伸縮
性の弱まっている状態を確認した。
・作業員 B：作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染を確認した。しめひもは正常であった。

18

・作業員 C：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染を確認した。しめひもに伸縮性の弱まっている状態を確認した。
・作業員 D：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染を確認した。しめひもは正常であった。
・作業員 E：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染を確認した。面体接顔部の左頬骨及び左下顎接触部分で高い汚染を確認し、また面体全体が広く汚染していた。交換後の半面マスクの面体接顔部にも汚染を確認した。しめひもは正常であった。
(3) 半面マスクの防護性能の調査
事故発生当時、作業員は全員半面マスクを着用していた。この半面マスクの防護性能について、文献調査、メーカーへの聞き取り、実験等により調査した。
作業員の着用していた半面マスクは、日本工業規格(JIS)における指定防護係数 3～10（マスク面体内外の粉じん濃度の比）8を満たす性能を有するものである。ただし、JIS に液体状の放射性物質の侵入に対する規定はない。
面体と顔面の密着性に係る試験により、しめひもの伸縮性が弱まった半面マスクでも、密着性を意識して、通常よりも締め付けを強くすれば、着用中に防護性能が著しく低下することがないことを確認した。
飛散した粒子及び顔面に付着した放射性物質の面体への侵入に係る試験では、漏れ率が 0.1 ％程度の場合は飛散した粒子又は顔面に付着した放射性物質が面体内部に侵入しないが、3 ％程度の場合は侵入することを確認した。
なお、防護係数はマスク面体内外の粉じん濃度の比であり、ろ過式マスクの場合、面体等の漏れ率（％）とフィルタの透過率（％）の和の逆数に 100 を乗じた値と定義されている。当該半面マスクのフィルタの粒子捕集効率は 99.9 ％以上と規格されていることから、防護係数 10 は漏れ率約 10 ％、防護係数 3は漏れ率約 30 ％に相当する。
以下に詳細を示す。
① 汚染した空気に対する防護性能
・JIS によれば、呼吸用保護具は人体に有害のおそれがある環境空気中で呼吸保護の目的で着用するものである9。したがって、面体は着用者の顔面との気密を保つためのものであり、例えば液体状の
放射性物質の侵入等に対する防護性能に関する規定はない。
・本事故において作業員が着用していた半面マスクは、指定防護係数 3～10、マスク性能区分 RL3（取替え式防じんマスクのうちオイルミスト等が混在する場合でも粒子捕集効率が 99.9 ％以上）で国家検定合格済みの型式のものである。
・マスクの性能として使用される指定防護係数とは、実験室内で測定された多数の防護係数値の代表値で、訓練された着用者が正常に機能する呼吸用保護具を正しく着用した場合に少なくとも得られるであろうと期待される防護係数である。
②

89面体の密着性に対するしめひもの影響

JIS T 8150-2006 呼吸用保護具の選択、使用及び保守管理方法
JIS T 8001-2006 呼吸用保護具用語

19

・半面マスクの装着時はしめひもを用いて顔面に密着させる。作業員が着用していた型式のしめひもはゴム製であることから、使用回数や保管時間を重ねると十分な伸縮性が得られなくなり、適切な密着性が得られる状態が維持しにくくなるおそれがある。
・このため、しめひもの伸縮性及び着用時の締め付け具合による漏れ率の変化をフィッティングテス
ターでの試験で確認した（添付 6.5.4 参照）。その結果、伸縮性が弱まったしめひものマスクでも、通常より締め付けを強くして装着した場合、着用中に防護性能が著しく低下することはないことを確認した。さらに伸縮性の十分なしめひもを使用している時と同程度の締め具合で装着した場合は、会話、表情の大きな変化及び頭部の運動（首を振る等）で密着性が低下することを確認した。
・作業員が作業開始前に実施した陰圧試験は、吸気口を手のひらで閉鎖し静かに吸気した際に、顔面との密着部分に空気の漏れが感じられず、かつ、面体内の圧力低下が感じられるかを確認すること
で密着性を確認するものであるが、吸気口の閉鎖時に面体を顔面に押し付けてしまい接触状態が改善される場合もあり、十分な習熟が必要な点検方法である。
③

風圧を伴う汚染及び身体表面汚染に対する防護性能

・①で述べたとおり、半面マスクの面体は着用者の顔面との気密を保つためのものであり、例えば液体状の放射性物質の侵入等に対する防護性能に関する規定はない。
・このため、放射性物質が風圧により顔面に直接飛散してきた場合及び面体外側に汚染がある状態で顔面に汗をかいた場合に、放射性物質が面体内に侵入する可能性について、食用色素粉末等を用いた試験で確認した（添付 6.5.4 参照）。その結果、試験開始前にフィッティングテスターで確認した漏れ率が 0.1 ％程度の場合は飛散した粒子及びに付着した放射性物質が面体内部に侵入することはなかったが、3 ％程度でも侵入することを確認した。
6.6

核燃料物質の飛散量の評価

燃料研究棟における事故によって、核燃料物質が貯蔵容器から 108 号室内の広範囲にわたって飛散し、フード（H-1）内及びフード（H-1）前には、X 線回折測定済試料の一部が観察された。汚染は、作業員の特殊作業衣や半面マスクをはじめ、室内に広がっており、室内に設置されたグローブボックスの給気フィルタへの付着や排気設備への移行も考えられる。飛散物等の観察結果やフード（H-1）及び 108 号
室の汚染検査結果に基づき、不確かさが大きい情報については保守性を考慮して、核燃料物質の飛散量を評価した。
フード（H-1）前及びフード（H-1）内の養生シート上から回収した飛散物は樹脂固化物であり、その重量は 1.55 g であった（「6.4(1)⑲」参照）。樹脂の存在比は定量できていないため、保守的に全量が核燃料物質であるとみなし、U と Pu の存在比は点検記録等に基づく調査結果（添付 6.4.2 の図 6.4.2-2
参照）に従い、Pu 及び Am-241 の同位体組成については計量管理帳簿の調査結果（表 6.4.1 参照）から
組成 A について崩壊計算して求めた現時点の組成を用いると、放射能量は約 12 GBq と見積もった。
フード（H-1）内側の汚染については、除染に先立ち採取した汚染分析試料を測定して表面密度を求め、表 6.6.1 に示す各面の最大値の汚染が当該面の全域に広がっているとみなし、各面の面積を乗じて飛散量を求めた。排気系へ接続されている開口部への移行量は、天井の汚染と同じとみなした。得られたα核種の放射能量より、前述の U/Pu 存在比及び Pu の同位体組成からβ核種を含む放射能量を求めた（以下、同様の計算を実施した。）結果、フード（H-1）内側への飛散量は約 38 MBq と見積もった。
作業員の装備の汚染については、事故発生後に 108 号室からの退出時にグリーンハウス内で実施した20

身体汚染検査の結果（表 4.2.3 の当該部の記述参照）に示された表面密度の汚染がフード（H-1）を向
いている前面側全体に広がっているとみなし、作業員前面の面積を 60 cm×170 cm とすると、作業員 5名への飛散量は約 13 MBq と見積もった。
108 号室の床の汚染については、除染前の床における表面密度の測定結果（図 6.2.8 及び図 6.2.11 参照）から、床面 80 m2 の放射能量は約 8 MBq となる。壁と天井の汚染状況（図 6.2.12、図 6.2.14 及び
図 6.2.15 参照）は、床のそれと比較して十分小さい。また、設置機器については、壁際のボンベスタ
ンド等の備品やグローブボックス、Ar ガス雰囲気ユニットに汚染が検出されているが（図 6.2.13 及び
図 6.2.16 参照）、それらの汚染レベルは当該機器が設置されている近傍の床面の汚染と同レベルであり、床面の汚染の評価に包含されるとみなせる。しかし、表面の形状が複雑な機器もあり、108 号室内全体（床面、壁、天井、設置機器）に対しては保守的に床面への飛散量の 2 倍として、放射能量は約 16 MBqと見積もった。
また、108 号室内には、ダストフィルタが 4 か所設置されている。これらのろ紙を回収してα線計測を実施した結果を表 6.6.2 に示す。さらに、室内には 4 台の空気雰囲気グローブボックスの給気フィル
タが合計 4 か所と 108 号室の排気口が 2 か所設置されている。これらへの付着・移行量はそれぞれダス
トフィルタの最大値の 10 倍として、フィルタ等への移行量は合計で約 36 MBq と見積もった。
以上のことから、貯蔵容器から飛散した放射性物質は、フード（H-1）前及びフード（H-1）内の養生シート上へ飛散した樹脂固化物（X 線回折測定済試料）が大半を締め、その他の飛散量は 3 桁少ないレベルである。これらを合計すると、約 12 GBq の核燃料物質（Am-241 を含む。）が貯蔵容器から飛散したと評価した。核種ごとの飛散量を表 6.6.3 に示す。
6.7 作業員ケアに係る対応
事故が発生した翌日の平成 29 年 6 月 7 日以降、作業員 5 名は、量研

放医研へ入院し、体内に取り込まれた Pu 等の体外排泄を促進させる目的であるキレート剤の投与による治療と肺モニタ測定、バイオアッセイ等による検査を受けた。治療の効果に応じて作業員の入院回数は異なるものの、現在、全員の体調に特段の変化はない。
大洗研究開発センターにおいては、量研

放医研と協力しながら、産業医、保健師等による作業員及び家族との面談等を行い、ケアを実施している。
入院期間及び人数は以下のとおり。
・キレート剤投与による治療、バイオアッセイ等による検査
6 月 7 日～ 6 月 13 日 ：5 名
6 月 18 日～ 6 月 26 日 ：5 名
7 月 3 日～ 7 月

7 日 ：3 名

7 月 24 日～ 7 月 28 日 ：3 名
8 月 7 日～ 8 月 11 日 ：2 名
8 月 21 日～ 8 月 25 日 ：1 名
9 月 4 日～ 9 月

8 日 ：1 名

9 月 25 日～ 9 月 29 日 ：1 名
10 月 16 日～10 月 20 日 ：1 名
11 月

6 日～11 月 10 日 ：1 名

21

11 月 20 日～11 月 24 日 ：1 名
・定期検診
9 月 11 日～ 9 月 12 日 ：4 名
7．調査結果に基づき推定した事象発生原因
7.1 破裂要因の分析による事象発生の原因
樹脂製の袋の破裂要因分析のため、フォルトツリー解析を行った。まず、「6.4」をベースとして、原因を特定すべき事象（トップ事象）を最外層のバウンダリである「二重目樹脂製の袋の破裂」として、その要因となる事象をこれ以上分解できない基本事象にまで順次分解することにより、フォルトツリー
図を構築した。次に、抽出された基本となる要因（基本事象）各々の影響度評価を行って原因を推定し、対策を検討した。
(1) 樹脂製の袋の破裂事象要因分析のためのフォルトツリー図構築
図 7.1.1 に、構築したフォルトツリー図を示す。トップ事象である「二重目樹脂製の袋の破裂」は、「二重目樹脂製の袋の内圧上昇」及び「二重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化含む。
）」の 2 つの事象が重畳した場合に発生するとした。
「二重目樹脂製の袋の内圧上昇」については、内圧上昇による一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損、又は一重目樹脂製の袋の膨張により発生するとした。前者の「一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損」
は、「二重目樹脂製の袋の破裂」と同様に、「一重目樹脂製の袋の内圧上昇」及び「一重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化含む。）」の 2 つの事象の重畳により生じる。
一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損要因のうち、「一重目樹脂製の袋の内圧上昇」について、「内部でのガス発生」及び「内部温度上昇」を挙げた。
「内部でのガス発生」については、内蔵する Pu 等と有機物との相互作用や化学反応を要因として考え、基本事象として図 7.1.1 に示す①～⑧の 8 つの要因を考えた。一方、「内部温度上昇」をもたらす事象としては、化学反応熱の発生等による温度上昇を考え、基本事象として図 7.1.1 に示す⑤～⑩の 6
つの要因を考えた。
「一重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化を含む。）」をもたらす事象としては、樹脂製の袋の品
質劣化によるものと傷等によるものを考え、基本事象として図 7.l.1 に示す⑪～㉑の計 11 の要因を考えた。
以上のとおり、トップ事象「二重目樹脂製の袋の破裂」をもたらす要因として計 21 個の基本事象を抽出してフォルトツリー図を構築した。
(2) 各基本事象の影響度評価結果
構築したフォルトツリー図を構成する基本事象 21 個それぞれについて、「6.4」により得られた情報に加えて、作業員への聞き取り調査、帳票類・作業記録等の確認、現地調査、概略評価・文献調査及び検証試験により得られる情報に基づき、各基本事象がトップ事象である二重目樹脂製の袋の破裂に与える影響度（重要度）を評価した。評価に際し、以下の値を用いた。
・ガス発生による内圧上昇を計算するための基準となる体積は、貯蔵容器の容積 3.9 L から内容物としてポリ容器及び樹脂固化物の体積相当である 0.4 L を減じた 3.5 L とした（添付 7.1.1 ①「α崩壊による He ガス」参照）。

22

・樹脂製の袋に対するγ線の挙動を粒子・重イオン輸送計算コード PHITS によりシミュレーションした結果から、樹脂製の袋へのγ線照射試験における 21 年間の貯蔵期間相当の照射量（吸収線量）を、一重目と二重目の樹脂製の袋に対してそれぞれ 227 kGy 及び 108 kGy とした（添付 7.1.2 参照）。
・貯蔵容器を模擬した金属容器及び蓋による外部からの拘束下において、未照射及び照射した樹脂製の袋を破裂又は破損するまで加圧する試験を行った結果から、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧を 2.5 気圧程度以上とした（添付 7.1.3 参照）。
「二重目樹脂製の袋の破裂」に与える影響評価結果の一覧を表 7.1.1 に示す。また、評価の詳細を添付 7.1.1 に示す。「内部でのガス発生」のうち、樹脂製の袋の内圧増加に有意な影響を与え得る基本事
象は、②「混入有機物」、③「ポリ容器」及び④「混入水分」の 3 つであり、α線分解による 21 年間の貯蔵期間中のガス発生量は、それぞれ 48 L、0.18 L 及び 0.09 L と評価された。このことから、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は、発生ガスの評価量がほかの 2 つより圧倒的に多い②「混入有機物」であることを特定した。
なお、④「混入水分」によるガス発生量の評価については、吸着水分の全量が分解するなど過度に保守的な仮定をしていることから、実際にはその影響は無視できると考えられる。
(3) 樹脂製の袋が破裂に至った原因の特定
フォルトツリー解析により、樹脂製の袋の破裂は、主に②「混入有機物」の基本事象により発生したことを特定した。樹脂製の袋が破裂に至った原因を時系列で表した推定シナリオは以下のとおりである（図 7.1.2 参照）。
・平成 3 年に Pu 等の核燃料物質を含む樹脂固化物をポリ容器に入れ、ポリ容器を樹脂製の袋によって二重に封入し、貯蔵容器内に入れて貯蔵した。
・貯蔵期間中、主に Pu からのα線によりエポキシ樹脂が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張した。
・5 年後の平成 8 年に貯蔵容器内容物の点検を行った。その結果、ポリ容器底部の変色と破損、樹脂製の袋の膨張等が確認されたため、梱包更新を行った。
・その後 21 年間の貯蔵期間中、放射線の影響により樹脂製の袋が劣化するとともに、ガス発生による内圧が当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧以上となった。しかしながら、樹脂製の袋は、貯蔵容器による拘束で破裂せずに留まっていた。
・フードで貯蔵容器内部を点検するため貯蔵容器の蓋を開封した。その結果、貯蔵容器による拘束を失って樹脂製の袋内外の圧力均衡が崩れ、樹脂製の袋の容器や蓋等で拘束されていない部分が、放射線照射によりもたらされた樹脂製の袋の引張強度や破断伸び低下の影響もあり、線状に裂ける形
で破裂開口した。
以上の推定シナリオに基づき、発生ガス（水素及びメタン）の樹脂製の袋や貯蔵容器の O-リングを通した漏えいを考慮して、貯蔵期間中の樹脂製の袋の内圧上昇を計算した。計算の詳細は添付 7.1.4 に示す。エポキシ樹脂に含まれる核燃料物質の平均粒径、Am 除去の有無及び O-リングからのガス透過割合には不確かさがある。このためこれらの不確かさを考慮して、エポキシ樹脂からのガス発生量及び Oリングを通したガスの漏えい量が異なる 3 つのケースについて 21 年間の内圧上昇を計算した。図 7.1.3に樹脂製の袋の内圧計算結果を示す。樹脂製の袋の内圧計算結果には大きな幅があるが、いずれのケー
スも、21 年後の貯蔵容器開封時においては、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状

23況となる内圧である 2.5 気圧以上となった。
(4) まとめ
樹脂製の袋の破裂に関して、破裂時の状況調査結果、作業員への聞き取り調査結果、有機物の放射線分解に関する検証試験結果等を基にフォルトツリー解析を行った。その結果、樹脂製の袋の破裂に至った原因は「内部でのガス発生」であり、Pu からのα線により「混入有機物（エポキシ樹脂）」、「ポリ容器」及び「混入水分」が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張したことが要因であることを推定した。さらに、貯蔵容器内容物及び飛散物の詳細な調査を行った結果、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるものであることを特定した。樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオに基づいて 21 年間の貯蔵期間における樹脂製の袋の内圧を計算した結果、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧以上であることを確認した。
7.2 放射性物質の摂取に至った原因推定
放射性物質の摂取に至った原因推定のために、洗い出した要因事象（表 7.2.1）を基に、要因分析図（図 7.2.1 参照）で作業員ごとの原因を推定（詳細は添付 7.2.1 参照）した。
(1) 樹脂製の袋の破裂時の放射性物質の摂取について
事故発生時、樹脂製の袋の破裂により Pu 等の粒子が飛散した。破裂の方向、聞き取り調査で得られた事故発生時の作業員の位置・行動範囲（図 7.2.2 参照）及び腹部等に風圧を感じたとの証言から、作業員 B、作業員 D 及び作業員 E は、飛散した Pu 等の粒子を直接浴びて体表面が汚染したと考えられる。
一方、作業員 A 及び作業員 C は事故発生時の位置関係及び証言から飛散した Pu 等の粒子を直接浴びておらず、破裂で拡散した Pu 等の粒子により汚染したと考えられる。
①

破裂時の濃度上昇による半面マスクろ過材の放射性物質の透過
樹脂製の袋の破裂に伴う放射性物質の飛散により空気中放射性物質濃度が急激に上昇し、その一部が半面マスクのろ過材を透過し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。
作業員 5 名は国家検定を合格した形式の伝声板付半面マスク10を着用していた。半面マスクの汚染調査結果から Pu 等の放射性物質は半面マスクのろ過材を透過していない（6.5(2)参照）。スミヤろ紙等からの飛散した粒子の粒子径11の評価結果においても平均で約 0.8～3.5 µm（添付 6.5.1 参照）の比較的大きな粒子であったことから、吸入する空気中に Pu 等の粒子が存在していたとしてもろ過材で十分に除去されたものと考えられ、放射性物質の半面マスクのろ過材の透過による吸入摂取の可能性は低いと推定される。
②

破裂時の密着性の低下に伴う吸入摂取
破裂時においては破裂に驚いたことにより半面マスクの密着性が低下（顔の緊張、顔をしかめる動作

等）し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。この経路が考えられるのは、破裂時に Pu 等の粒子を直接浴びた作業員 B、D 及び E である。作業員 A 及び作業員 C については、破裂
時に Pu 等の粒子を直接浴びていないことから、この経路による放射性物質の吸入摂取の可能性は低い。
作業員 B については、フードに近い場所にいて、飛散した Pu 等の粒子を直接浴びている。聞き取り調査では破裂時の風圧を感じたこと、その時に顔を背けたとの証言がある。また、作業中に着用してい1011

半面マスク国家検定の区分：RL3（0.15～0.25 µm の粒子捕集効率 99.9 ％以上）
実際の粒子の直径。内部被ばく線量評価に使用する空気力学的放射能中央径（AMAD）とは異なる。

24

た半面マスクの接顔部に汚染がある。これらのことから、破裂時に半面マスクの密着性が低下して放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
作業員 D については、フードに近い場所にいて、飛散した Pu 等の粒子を直接浴びている。聞き取り調査では破裂時の風圧を感じたが、破裂時に半面マスクがずれる動作はなかったと証言している。しかしながら、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。これらのことから、破裂時に半面マスクの密着性が低下して放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
作業員 E は、フード前の最も汚染源に近い場所にいて、飛散した Pu 等の粒子を直接浴び、ほかの作業員に比べ高い顔面の汚染（81 Bq/㎝ 2(25 kcpm）)があった。作業中に着用していた半面マスク面体左側の下部の汚染は、イメージングプレート画像から破裂時に飛散した Pu 等の粒子が顔面左側下方の半面マスク接顔面に付着した痕跡と認められる。一方、聞き取り調査では風圧を感じたが、反射的な動きはしておらず、風圧で半面マスクが浮く感じはなかったとの証言がある。これらのことから、破裂時に非常に高い汚染を直接浴びており、半面マスクが風圧でずれるほどではなかったものの、飛散した Pu
等の粒子が半面マスク内に入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
(2)

108 号室での放射性物質の摂取について①

会話等による密着性の低下に伴う吸入摂取
作業員同士のコミュニケーションや室外との電話や口頭での連絡等で大声を出した際、半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。樹脂製の袋の破裂後、汚染の拡大を防ぐために作業員はあまり動き回らず、立った姿勢でいた。作業員間での必要最低限の会話がなされていた。半面マスクは伝声板付きのもので会話に苦労するものではなかった。聞き取り調査
において、作業員全員は、半面マスク装着時に陰圧法12で半面マスクの接顔部から空気の流入のないことを確認していたとの証言が得られている。
作業員 A については、作業中に着用していた半面マスクに汚染は検出されなかった。しかしながら、室内の会話に加えて、電話等による外部との連絡を行っており、作業中に着用していた半面マスクのしめひもの伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、会話等により半面マスクの密着性が低下し、特殊作業衣等の体表面の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性がある。
作業員 B については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染があった。室内では会話がなされた。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 C については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。また、半面マスクのしめひもの伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 D については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話に加え、電話等での室外との連絡を行っている。これらのことから、半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 E については、顔面等及び作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質12半面マスクのフィルタを手で塞ぎ、フィルタ以外からの流入がないことを確認する方法

25

が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
②

発汗等による密着性の低下に伴う吸入摂取
発汗及び呼気中水蒸気の半面マスク内での結露により半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。聞き取り調査では作業員 5 名は滴るほどではなかったが発汗を感じていたとの証言が得られている。
作業員 A は、作業中に着用していた半面マスクに汚染は検出されなかった。しかしながら、発汗を感じている。これらのことから、発汗等により半面マスクの密着性が低下し、特殊作業衣等の体表面の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性がある。
作業員 B は、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染があり、発汗を感じている。これらのことから、発汗等により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 C 及び D は、作業時に装着していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染があった。また、イメージングプレート画像では、接顔部隙間からの放射性物質の侵入の痕跡が認められた。さらに発汗を感じている。このことから、発汗等により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 E は、作業中の半面マスク面体の接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染があり、イメージングプレート画像から接顔部との隙間の汚染が内部に移動した痕跡が認められている。頭部には81 Bq/㎝ 2（25 kcpm）（ほかの作業員の 50 倍程度）の汚染が付着した状態であった。また、発汗を感じている。これらのことから、発汗等で半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
③

汗で流れた頭部等の放射性物質の侵入による経口摂取
作業員の頭部及び顔面の放射性物質が汗とともに流れ、半面マスク内に侵入し、経口摂取したことが要因事象として考えられる。
聞き取り調査では、半面マスクの接顔部に汗を感じていたが、滴るほどではなかったとの証言が得られている。したがって、頭部から滴った放射性物質を含む汗の侵入はなく、汗の飲み込みによる放射性物質の経口摂取の可能性は低いと推定される。
(3) 脱装及び除染時の放射性物質の摂取について①

半面マスク交換時等の吸入摂取
半面マスクを汚染していないものに交換する際（短時間だが半面マスクを装着しない状態となる）に、

グリーンハウス内で放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。108 号室からは、作業員 A、B、C、D、E の順に退出した。作業員 B、作業員 C、作業員 D 及び作業員 E の 4 名はグリーン
ハウス１で半面マスクを交換したが、顔面の拭き取りや汚染を固定するなどの措置は行われていない。
また、グリーンハウス 2 を出てから除染開始までの間に半面マスクを一時的に外して、鼻スミヤを採取した。聞き取り調査から半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時は息を止めていたとの証言が得られている。
作業員 A については、特殊作業衣及び特殊作業帽子の汚染レベルは低く、これら脱装後に半面マスクを外し、退出を完了した。脱装後の頭部、顔面等の身体には汚染は検出されておらず、脱装時及び鼻ス
ミヤ採取時の放射性物質の吸入摂取の可能性は低いと推定される。

26

作業員 B、作業員 C、作業員 D 及び作業員 E は、半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時に息を止めていたが、交換後の半面マスク接顔部に汚染があり、頭部及び顔面に付着していた放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
②

身体除染時の経口摂取
流水による除染の際、頭髪や顔面を除染した水が口元などにまわり放射性物質を経口摂取した可能性

が要因事象として考えられる。皮膚や頭髪に汚染のあった作業員 4 名は、順番にシャワー室において、洗剤等により自ら除染を行った。半面マスクは、除染開始の直前に外した。作業員の聞き取り調査において頭部及び顔面に汚染があることを認識しており、身体除染中に洗浄水を飲み込まないよう注意していたとの証言が得られていることから、身体除染中の放射性物質の経口摂取の可能性は低いと推定される。
③

鼻腔除染時の経口摂取
鼻腔除染の際、誤って一部の汚染が口腔側にまわり放射性物質を経口摂取した可能性が要因事象として考えられる。鼻腔除染を行った作業員 2 名については、聞き取り調査において鼻腔除染中の洗浄水が汚染している可能性を認識しており、鼻腔除染中に洗浄水を飲み込まないよう注意していたとの証言が得られていることから、鼻腔除染中の放射性物質の経口摂取の可能性は低いと推定される。
(4) 放射性物質の摂取の推定原因
本事故において作業員が放射性物質を摂取した推定原因は以下のとおりである。
・作業員 A については、会話や発汗等による半面マスクの密着性の低下により特殊作業衣等の体表面の放射性物質が侵入し、これを吸入摂取した可能性がある。一方、破裂時及び脱装時に放射性物質を吸入摂取した可能性は低い。
・作業員 B については、破裂時の密着性の低下及び会話や発汗等による密着性の低下により顔面等の放射性物質が侵入し、これを吸入摂取した可能性が高い。また、脱装時に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
・作業員 C については、会話や発汗等による密着性の低下により顔面等の放射性物質が侵入し、これを吸入摂取した可能性が高い。また、脱装時に放射性物質を摂取した可能性がある。一方、破裂時に放射性物質を吸入摂取した可能性は低い。
・作業員 D については、会話や発汗等による密着性の低下により顔面等の放射性物質が侵入し、これを吸入摂取した可能性が高い。また、破裂時及び脱装時に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
・作業員 E については、これまでの作業やマスクマンテスト受検の履歴、着用していた半面マスクの
外観確認の結果から半面マスクの状態及び着用状態に問題はなかったといえること、破裂により飛散した Pu 等の粒子を直接浴びており半面マスク表面を含む顔面及び半面マスク面体の接顔部に極めて高い Pu 等の放射性物質による汚染を確認したことから、密着性の著しい低下はなかったものの、わずかな隙間から侵入した放射性物質を吸入摂取したと考えられる。放射性物質が侵入したタ
イミングは、破裂の直後及びその後のいずれも可能性があり、どちらが内部被ばく線量に大きく寄与しているかは特定できない。
(5) まとめ
半面マスクの汚染状況、防護性能等の調査及び作業員からの聞き取り調査を行い、放射性物質の摂取

27

に至った原因を推定した。その結果は、次のとおりである。
・半面マスクは、顔面等に付着した放射性物質の接顔部からマスク内部への侵入を防ぐ性能は有していない。このため、破裂時の密着性低下、会話／発汗等による密着性の低下により、顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部からマスク内へ入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
・脱装時の半面マスクの交換等において、拭き取り等の処置をせずに顔面等が汚染した状態のままで半面マスクを取り換えるなど、放射性物質の摂取を防止するための対応が十分ではなかったため、頭部及び顔面に付着していた Pu 等の放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
8. 原因分析及び対策
8.1 燃料研究棟における組織の変遷と当該貯蔵容器の取扱い等の概要
日本原子力研究所大洗研究所管理部（当時）は、燃料研究棟で高速増殖炉用炭化物及び窒化物燃料（以下「炭窒化物燃料等」という。）の研究開発の保安に係る業務を行うため、プルトニウム技術開発室を設置していた。また、日本原子力研究所東海研究所燃料工学部プルトニウム燃料研究室（当時）では、
燃料研究棟で研究業務を行う室員をプルトニウム技術開発室の兼務としていた。プルトニウム技術開発室において、X 線回折測定用試料を作製し、X 線回折を実施するまでの業務はプルトニウム燃料研究室の兼務者が担当し、Pu 及び Pu 化合物の核燃料物質（「8. 原因分析及び対策」において、以下「核燃料物質」という。）の分離、核燃料物質の貯蔵、貯蔵容器の管理及び計量管理は、プルトニウム技術開発室の本務者が担当していた。
今回の事故の発端となった貯蔵容器 No.1010 には、平成 3 年 10 月、グローブボックス内で保管されていた X 線回折測定済試料が、酸化加熱処理されずにポリ容器に入れられ、樹脂製の袋（二重）に封入された状態で収納されたものと推測される。
平成 8 年 5 月～平成 9 年 2 月に、空容器を除く 64 個の貯蔵容器の内容物確認・梱包更新が行われた。
この点検作業の結果、貯蔵容器 No.1010 には、内容物のポリ容器が変色、損傷し、樹脂製の袋が膨張しているなどの異常が確認された。しかし、その点検作業の目的がポリ容器及び樹脂製の袋の交換（梱包更新）であったとの理由で貯蔵方法は変更されず、異常発生の原因検討や容器の材質変更等の見直しは行われなかったと推測される。さらに、点検結果は貯蔵容器ごとに表にまとめられたが、正式な保安記録として保管されず、情報継承がなされなかった。
その後、当該貯蔵容器 No.1010 は、平成 29 年 6 月 6 日まで蓋を開けられることはなかった。
以上の経緯に加え、今回発生した事故に関連した事実関係の詳細を添付 8.1.1 に示す。
8.2 直接的な原因分析及び組織的な要因分析の実施体制等
8.2.1 直接的な原因分析の実施体制(1) 分析対象事象の抽出及びチームの設置並びに実施体制
燃料研究棟における汚染事故の不適合報告を受け、大洗研究開発センター品質保証推進委員会は、本不適合の是正処置の計画に当たり、品質保証推進委員会の分科会として「燃料研究棟における汚染に係
る原因分析チーム（以下「原因分析チーム」という。）」を設置し（平成 29 年 6 月 23 日）、作業管理等に係る原因分析及び再発防止策の提言を検討した（図 8.2.1 参照）。

28

原因分析チームの構成員は、燃料研究棟を所管する燃料試験課及び福島燃料材料試験部のほか、核燃
料物質の取扱い、放射線管理などの知見を考慮し、原子炉施設、核燃料物質使用施設を所掌する部署、放射線管理に係る部署、安全管理に係る部署から人選した。また、他拠点の視点での検討を考慮して核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センターからも人選した。さらに、原因分析チームの分析結果
が、後述する組織的な要因分析につながることを考慮し、安全・核セキュリティ統括部からオブザーバ
ーを招へいした。
8.2.2 組織的な要因分析の実施体制(1) 分析対象事象の抽出及びチームの設置並びに実施体制
安全・核セキュリティ統括部長は、大洗研究開発センターから受けた不適合報告を踏まえ、燃料研究棟における汚染事故について、本件を「安全に重大な影響を与える事象」として抽出し、平成 29 年 6月 26 日に「大洗燃料研究棟の汚染事故に関する根本原因分析チーム（以下「根本原因分析チーム」という。）」を設置し、活動を行うこととした。安全・核セキュリティ統括部長は、根本原因分析に係る教育訓練を受け、力量を有する者からチーム員を選定するとともに、燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析を実施するに当たり、根本原因分析チームの要員が処遇上の不利益を被らないよう、所属長に要請し活動を行うこととした。
なお、分析対象の大洗研究開発センターには、本調査の重要性を認識し、調査に協力することを要請した。
安全・核セキュリティ統括部長は、原子力機構の分析手順に従い、根本原因分析の中立性を確保する
ため、根本原因分析チームのメンバーを人選した（図 8.2.1 参照）。
8.2.3 燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会による評価(1) 燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会の設置及び実施体制取りまとめた根本原因分析の組織的な要因の一部に安全・核セキュリティ統括部に関する要因（水平展開に関する対応についての要因）が抽出された。このことを踏まえ、理事長の下に外部の専門家及び燃料研究棟汚染事故に直接関係しない原子力機構内組織の有識者で構成する「大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会（以下「評価委員会」という。）」を設置した。評価委員会は、国の根本原因分析のガイドラインを参考に、根本原因分析の結果について、分析主体の中立性、分析結果の客観性及び分析方法の論理性が確保されていることなどを評価した。また、安全・核
セキュリティ統括部の水平展開に関する対応についての要因に係る分析を行うとともに、根本原因分析
結果及び策定した是正処置計画について、客観的な視点から確認した（図 8.2.1 参照）。
8.3 原因分析
8.3.1 直接的な原因分析
当時の状況を調査するとともに、汚染と被ばくに至った管理上の原因について分析を行った。具体的には、「7.1」の事象発生原因で特定された「樹脂製の袋の破裂の主な要因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるものであること」及び「7.2」の放射性物質の摂取に至った原因で推定された「顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部から入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い」並びに「8.1」（添付 8.1.1）に示した事実関係（エビデンス）のほか、関係者への聞き取り調査の結果を踏まえ、529

項目の問題となる事象を抽出した。その上で、抽出した問題の背後にある要因を分析し、12 項目の直接的な原因を明らかにした。
以下に、抽出した 5 項目の問題となる事象（(1)～(5)）及び 12 項目の直接的な原因（①～⑫）を示す。
(1)

X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂を除去せず封入していた、またその情報が引き継がれていなかった。
①

初代プルトニウム技術開発室長は、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化
し引継ぎする必要があったが、計量管理の核燃料物質所内移動票（燃料研究棟内移動票を含む。）
で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった。

②

初代プルトニウム技術開発室長は、X 線回折測定済試料を酸化加熱処理してから回収した核燃料物
質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引継ぎする必要があったが、炭窒化物燃料等
は安定化処理のための酸化加熱処理を徹底してきたことから、X 線回折測定済試料も同様に酸化加熱処理するものと考えルール化していなかった。

③

平成 2 年頃、プルトニウム技術開発室長は、プルトニウム技術開発室及び実験しているプルトニウ
ム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、初代プル
トニウム技術開発室長から引き継いだ有機物と混在した核燃料物質の酸化加熱処理の中止を決定した。これ以降、X 線回折測定済試料の酸化加熱処理は行われてこなかった。

④

平成 3 年 10 月、プルトニウム技術開発室長は、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮し X 線回折測定済試料を酸化加熱処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3 貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、X 線回折測定試料のエポキシ樹脂は Pu の放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化加熱処理をしないまま貯蔵していた。

⑤

平成 8 年、プルトニウム技術開発室長は、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで、酸化加熱処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、マニュアル等においてその記録を残し定期的な点検を指示する等の改善をしていなかった。そのため、これ以降、貯蔵状況の改善や定期的な点検は実施されてこなかった。

核燃料物質の安定化及び貯蔵並びにその情報の引継ぎに関する事項がルール化されていなかった点について、当時の保安規定に「手引の作成」に関する明確な要求はなかったが、作業を実施する上でそれらの対応に係る手引を定めておくべきであった。現在は、保安規定第 7 編第 2 条「手引の作成」に基
づき下部要領「燃料研究棟使用手引」及び「燃料研究棟本体施設作業要領」に「核燃料物質の管理に関する事項」を規定しているが、その中に情報の引継ぎに関する事項が定められていないことから、当該手引を改善する必要がある。
また、X 線回折測定済試料からガスの発生が知られていたエポキシ樹脂を除去せず封入していた点については、貯蔵を開始した当時から現在に至るまで、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に定める貯蔵時の条件「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」が考慮されていなかった。この30

ことは、当時の保安規定第 6 編第 24 条及び現在の保安規定第 7 編第 19 条「核燃料物質の貯蔵」に関する事項に抵触する。
(2) 核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった。
⑥

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、国際原子力機関（以下「IAEA」という。）や米国エネルギー省（以下「DOE」という。）で示された Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、Pu を取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった。このため、燃料研究棟における核燃料物質の貯蔵において、金属容器への保管や有機物を含めない等の改善が行われてこなかった。
核燃料物質の保管に関して、過去において Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった点については、当時の保安規定には予防処置に関する明確な要求はなかったが、不適合の発生を予防する上で、核燃料物質の貯蔵・取扱いに関する技術情報を収集し、手引に反映しておくべきであった。現在は、保安規定第 1 編第 18 条「予防処置」の第 2 項に関して下部要領「大洗研究開発センター品質保証に係る不適合管理並びに是正処置及び予防処置要領」に「予防処置の計画及び実施に関する事項」を規定しているが、結果として技術情報が反映されなかったことから、予防処置の手順を改善する必要がある。
(3)

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。
⑦

燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等から核燃料物質を貯蔵施設に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、核燃料物質の入った内容器等を確認する場合は、フード以外のセル、グローブボック
スその他の気密性の高い設備及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった。

⑧

福島燃料材料試験部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリティ統括部から平成 29 年 1 月 26 日に「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった。
貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する作業計画作成の際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった点については、保安規定の下部要領「燃料研究棟本体施設・特定施設作業要領」及び計画立案時点での情報に基づいて作業計画を立てたが、貯蔵容器内容物の安定化に係る情報が正確ではなく、結果として事故の発生を想定できなかったことから、保安規定第 2

31

編第 16 条「放射線作業計画」の第 2 項第 2 号から第 4 号「作業場所、作業内容及び放射線防護具の検討」の手順を改善する必要がある。
また、「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」の中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に燃料研究棟関係者が気付けなかった点については、前項(2)の予防処置に関する事項と同様に技術情報が反映されておらず、予防処置の手順を改善するべきで
あった。
(4)

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した。
⑨

作業員 E は、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がした際に、作業を一旦停止して、ガスが発生している可能性を想定し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイント（作業中断点）を定めていなかったため、異常と認識できず残りのボルトを外して蓋を開けても問題ないと考えてしまった。
貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなったことを放射線分解ガスに起因する異常と認識できずに作業を継続した点については、ホールドポイントが定められていなかったため作業員の判断で貯蔵容器の汚染検査をするにとどまり、結果として作業を中断できず作業計画を見直せなかったことから、保安規定第 2 編第 16 条「放射線作業計画」の立案に当たり、「作業の内容の検討」の手順を改善する必要がある。
(5)

作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した（作業計画に関する原因は(3)⑦に関連する。）。
⑩

作業員 E は、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物
質が汗等で半面マスク内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかった。

⑪

放射線管理第 2 課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、特殊作業衣を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言する
ことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった。

⑫

福島燃料材料試験部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーン
ハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような室内全域に及ぶ汚染事故を想定していなかった（グローブのピンホールによるスポット汚染等軽微な事象が想定の範囲であった。）ことから、資材調達や設営作業に手間取った。

32

作業員が事故で飛散した核燃料物質を吸入摂取した点については、(3)⑦のとおり計画段階において今後改善していく必要があるが、事故直後に顔面近傍の汚染が除去されず皮膚に付着した核燃料物質が半面マスクの内側に侵入したことについては、保安規定第 2 編第 19 条の 2「身体に汚染を認めた場合の措置」の第 4 項「汚染の除去」に対して改善の余地がある。
また、グリーンハウスの設営に時間を要したことについては、保安規定の下部要領「福島燃料材料試
験部事故対策要領」に事故対応を迅速かつ適切に遂行できるよう、あらかじめ防護機材の点検・整備及び保守を行うことが定められているが、グリーンハウスの資材は対象になっていなかった。しかし、今回の事故対応において結果的に作業員を退出させるためにグリーンハウスを設営したことから、保安規定第 1 編第 28 条「非常事態における活動」に関する事項について改善の余地がある。
8.3.2 組織的な要因分析「8.3.1

直接的な原因分析」で明らかにした直接的な原因を踏まえ、その背後にある組織的な要因を抽出するため、根本的な原因分析を実施した。分析に当たって、国のガイドラインの「根本原因分析における組織要因の視点」及び「JNES の組織要因表（以下「JOFL」という。）」を参考に組織的な要因を分類、整理した。その結果、直接的な原因の背後にある組織的な要因として 18 項目を抽出した。
以下に、問題となる事象 5 項目（(1)～(5)）の直接的な原因の背後にある 18 項目の組織的な要因（①～⑱）を示す。
(1) 「X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂を除去せず封入していた、またその情報が引き継がれていなかった。」について①

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていないなど、
核燃料物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないまま運用されていた。

②

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、X 線回折測定済試料を酸化加熱処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改正する文書管理の仕組みが機能していなかった。

③

大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター（北地区）の関係者は核燃料物質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していないな
ど、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった。

④ 大洗研究開発センターは、品質マネジメントシステム（以下「QMS」という。）を遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述にとどまり、狙いや背景が理解できない記載となっているなど、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった。
⑤

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した核燃料物質の酸化加熱処理の方法
等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、

33

燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかったなど、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった。
⑥

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化加熱処理を含む Pu 取扱技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄であるなど、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた。

⑦

プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化加熱処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、その後保管するに当たって定期的な点検を実施する改善を行っていないなど、職場内において核燃料物
質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取組に欠けていた。

(2)「核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった。
」について⑧

大洗研究開発センター（福島燃料材料試験部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していないなど、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった。

⑨

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信するなど、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていないなど、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった。

(3)「燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。」について
次の組織的な要因が挙げられるとともに、上記(1)の背後にある組織的な要因（①～⑦）が関連する。
⑩

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまうな
ど、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた。

⑪

福島燃料材料試験部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である 3H 作業（状態が変化することへの考慮を含む。）として位置付け、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった。

⑫

大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である 3H
作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、3H 作業の定義、作業手順、ホールドポイントの明確化等、3H 作業を計画する際の下34

部要領等が定められていなかった。
⑬

燃料試験課の管理者は、情報共有された平成 8 年の点検記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していないなど、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコ
ミュニケーションする取組が不足していた。

⑭

福島燃料材料試験部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせるなどして施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注
意事項であったことから内容を確認していないなど、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた。

⑮

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し、情報提供を受けた者が気付く
ようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことを確認する必要があったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった。

(4)「貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した。」について次の組織的な要因が挙げられるとともに、上記(1)及び(3)の背後にある組織的な要因（①～⑦、⑩及び⑪）が関連する。
⑯

管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であったにもかかわらず自ら作業を行ったことで、適切な作業判断ができなくなってしまったなど、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった。

(5)「作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した。」について
次の組織的な要因が挙げられるとともに、上記(1)及び(3)の背後にある組織的な要因（①～⑦及び⑩～⑬）が関連する。
⑰

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長、安全管理部長及び管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等
による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気付かなかったなど、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しなかった。

⑱

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長及び安全管理部長）は、燃料研究棟で Pu による室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった。

35

8.4 事故の再発防止対策
8.4.1 直接的な原因に対する対策「8.3.1 直接的な原因分析」の結果を基に、汚染及び被ばくに至った 12 項目の直接的な原因に対し、(1)汚染の発生防止、(2)被ばくの発生防止の 2 つの側面から、以下に掲げる事項の再発防止対策を講ずる。また、今回の事故で顕在化した除染用設備及び身体汚染検査の管理に関する問題についても改善を検討した。
(1) 汚染の発生防止について（問題となる事象(1)～(4)）①

原因①の対策

燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引（図 4.1.3 参照）を改正し、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要
領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にするとともに、今後行う核燃料物質の貯蔵作業の都度、記録の作成・更新を行うことを記載することにより、記録の管理について手順化し確実なものとする。
②

原因②の対策
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする。
(a)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
以上の内容については、原因①の対策として燃料研究棟本体施設作業要領に追加する核燃料物質の管理に関する文書に記載する。
③

原因③の対策
燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順化し確実なものとする【原因①の対策と同じ。】。
また、燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②の対策と同じ。
】。
(a)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で36

安定に貯蔵する。
④

原因④の対策
燃料試験課は、現在の放射線安全取扱手引の「3.3.4 貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」ことの趣旨を理解させるために今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Puの放射線による影響でガスが発生すること。）と対策を教育する。
⑤

原因⑤の対策
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②の対策と同じ。】。
(a)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b)

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
また、燃料試験課は、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵している核燃料物質の定期点検を行うことを記載するとともに、燃料研究棟本体施設作業要領に当該定期点検に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質を貯蔵するに当たって、内容物の点検項目、点検方法及び点検頻度を明確にする（通常状態と異常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。
⑥

原因⑥の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟使用手引を改正し、核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記するとともに、核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リス
ト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映するまでの要領書を QA 文書として作成することにより、DOE-STD レポートや IAEA Safety Report の核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類へ反映するための仕組みを構築する。
⑦

原因⑦の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟の使用許可書及び保安規定の見直しを行うとともに、燃料研究棟

使用手引を改正し、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボックス等の気密設備内において行うことを定める。さらに、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、取り扱う核燃料物質が不明瞭
で安全が確認できない場合について、以下の対策を講ずることを記載する。


リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順で明確にする。



リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイントを作業計画で明確化する。

⑧

原因⑧の対策
福島燃料材料試験部は、DOE-STD レポートや IAEA Safety Report の核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類37

へ反映する【原因⑥の対策と同じ。
】。
⑨

原因⑨の対策
福島燃料材料試験部は、取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合について、リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホール
ドポイントを作業計画で明確化する【原因⑦の対策と同じ。】。
(2) 被ばくの防止について（問題となる事象(5)）①

原因⑩及び⑪の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。
安全管理部は、以下の被ばく防止のための応急的な措置に関する対策を講ずるとともに、事故時の対応（関与）を明確にするため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。


呼吸保護具の適切な使用のために、「しめひも」の伸縮性など防護性能に影響を及ぼす項目に対する点検の徹底・強化及び適切な装着を確実にするための教育訓練の充実を図る。

Pu など α 線放出核種によって頭部や顔面が汚染された状況において、身体除染の応急処置として、顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取りや固定の実施、汗等による半面マスクの密着性の低下に備えて半面マスクの「しめひも」をきつく締め直すなどの応急的な密着性の強化の方法を手順として明確にする。また、頭部及び顔面に汚染のある状態での退出後の脱装方法、半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法を検討し、内部被ばくの可能性を低減する手順を具体化する。その際、身体除染の応急処置に必要な資材の準備と作業手
順を明確にする。



半面マスクの密着性に係る事項について、使用前点検、フィッティングテストなどの半面マス
クの適切な装着を確実にする処置の充実を図る。

②

原因⑫の対策
大洗研究開発センターは、以下の対策を講ずるため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策及び資機材の維持管理方法について記載する。


管理区域内のある程度の汚染拡大は許容し、身体汚染の飛散を抑制する措置（養生シートで身体を覆う等）を講じた上で作業員を発災場所から退出させることを含め、判断や対応に迷いや遅れが生じないよう、退出基準（例えば、室内の広範囲に汚染が拡大していること、顔面近傍に身体汚染があること等）や汚染拡大の影響を最小限にとどめる方策（例えば、身体を覆う養生シート、簡易テント等の事前準備）を定める。この方策には、作業の特殊性や取扱対象物の危険性から事故時の影響が大きいと予想される場合又は発災現場から退出すると汚染が管理区域外に拡大するおそれがある場合には、あらかじめ事故時退出用のグリーンハウスを作業場所の外側に設置しておくことも勘案する。



事故を想定し必要となる設備、資機材や要員等を再度確認し、それら資機材等が常に利用できるよう維持管理することや、実効的な訓練により、速やかな対応が取れる仕組みを構築する。

38

8.4.2 組織的な要因に対する対策「8.3.2 組織的な要因分析」で抽出した 18 項目の組織的な要因に対して、是正処置を行うため次の対策を実施する。
①

組織的な要因①の対策
燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、保安規定の下部要領である燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。
②

組織的な要因②の対策
燃料試験課は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業方法（酸化加熱処理を含む。）を明確にした作業マニュアル等を文書管理の体系に位置付けるとともに、原子炉施設及び核燃料物質使用
施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、施設を安全に維持するために必要な作業マニュアル等を適切に制定、改正する文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを充実する。
③

組織的な要因③の対策
大洗研究開発センターは、センターの品質目標を改定し、今回の事故から得られた教訓（原因から得られた課題を含む。）に関する教育の実施を施策として明確に示し、実施状況をフォローするとともに品質目標の達成状況及びマネジメントレビューを通して継続的に実施する。また、今回の事故の顛末及び教訓を教育資料としてまとめる。
④

組織的な要因④の対策
安全管理部は、保安活動に関するルールを維持管理するため、保安活動を実施するための文書について狙いや背景を理解できるよう、文書レビューの視点、マニュアルへの反映の方法をレビュー要領等として文書化する【組織的な要因②の対策と関連】。
⑤

組織的な要因⑤の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領

書」及び燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、安全への影響等を含めた変更内容を関係する研究者を含む会議体で審議し、妥当性を確認するなど、変更管理の仕組みを構築する。
⑥

組織的な要因⑥の対策
福島燃料材料試験部は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置することが決定している燃料研究棟の計画を安全かつ計画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け検討し、実施する。
⑦

組織的な要因⑦の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領

39

書」を改正し、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う仕組みを定める。さらに、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるため、燃料研究棟の事故事例研究を含めた教育を実施する。
また、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する【組織的な要因①の対策と同じ。】。
⑧

組織的な要因⑧の対策
福島燃料材料試験部は、安全・核セキュリティ統括部と連携し、原子炉施設及び核燃料物質使用施設

等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手し保安活動に反映する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努める。
大洗研究開発センターは、安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築する。
⑨

組織的な要因⑨の対策
安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。
⑩

組織的な要因⑩の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに、改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う仕組みを定める。さらに、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるため、燃料研究棟の事故事例研究を含めた教育を実施する【組織的な要因⑦の対策と同じ。】。
⑪

組織的な要因⑪の対策
燃料試験課は、3H 作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む。
）を作成するため、原子炉施設

及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）
安全作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
⑫

組織的な要因⑫の対策
大洗研究開発センターは、「作業の安全管理要領（安全管理部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」、「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引（所通達）」に 3H 作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に対するホールドポイントを含む作業計画の作成基準を明確にする改正を行う【組織的な要因⑪の対策に関連】。
⑬

組織的な要因⑬の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、保安活動に関する課員からの情報を意識して確認するなど、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本とした情報共有の励行を記載する。

40

⑭

組織的な要因⑭の対策
福島燃料材料試験部は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努める【組織的な要因⑧の対策と同じ。】。
⑮

組織的な要因⑮の対策
安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。
⑯

組織的な要因⑯の対策
大洗研究開発センター所長及び福島燃料材料試験部長は、管理者が施設管理を適切にできる体制を考慮するなど、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制を構築する。
⑰

組織的な要因⑰の対策
大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長、安全管理部長及び管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊急時の対応について、役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築する【組織的な要因⑯の対策に関連】。
⑱

組織的な要因⑱の対策
大洗研究開発センターは、室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施について原子力防災訓練中期計画に定めるとともに、各部署の事故対策要領等に必要な資機材の整備を含め緊急時対応の手順を定める。
また、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアル（北地区）
を改正する。
8.4.3 事故発生後に顕在化した問題の改善について(1) 除染用設備の管理
除染用シャワーについて、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験部事故対策要領」及び「放射線安全取扱手引」に基づき定期的に点検を行っていた。しかし、今回の事故対応において身体除染の際に除染用シャワーに不具合があり、別建家からホースで洗浄水を引き込むなど、除染用シャワーが必要なときに使えなかったことから、管理区域の放射線管理における洗浄設備の管理に問題があった。
これに対する直接的な原因と対策は次のとおりである。
・直接的な原因：燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため問題ないと考え、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。
・対策：燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に除染用設備の点検内容等を追加する改正を行う。

41

また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
・組織的な要因：燃料試験課は緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討しているなど、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。
・対策：燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に文書を追加し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。
(2) 身体汚染検査の管理
作業員の身体除染後、燃料研究棟の管理区域から退出する際には、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に基づき身体汚染検査を行い検出下限値未満であると判断されているが、結果として身体汚染が残留していたことが問題であった。
これに対する直接的な原因と対策は次のとおりである。
・直接的な原因：放射線管理第 2 課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけて α 線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。
・対策：安全管理部は、身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、放射線管理マニュアル（北地区）を改正し、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を定める。
また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
・組織的な要因：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった。
・対策：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアル（北地区）を改正する。
なお、この対策は「8.4.2 組織的な要因に対する対策」の組織的な要因⑱の対策と同じである。
8.5 原因及び対策のまとめ
8.5.1 直接的な原因及び対策のまとめ(1) 今回の事故における直接的な原因（12 項目）及びその他顕在化した除染用設備と身体汚染検査の問題の原因（2 項目）と合わせて、合計 14 項目の原因が保安要求に対して十分でなかった。それぞれ対策を講ずる必要があるが、今回の事故の原因として最も深刻と考えられる原因は、以下の貯蔵時とその後の点検時の 2 点である。
①

平成 3 年、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し貯蔵容器 No.1010 に X 線回折測定済試料を酸化加熱処理せず貯蔵した。

②

平成 8 年、ポリ容器の破損や樹脂製の袋の膨張を確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の42

要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への変更や点検などの改善及びこれらの情報が継承されなかった。
これは、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、貯蔵容器に核燃料物質を安定化処理せずに貯蔵した。また、貯蔵している核燃料物質の定期的な点検が実施されずに保管され、これらの情報が継承されていなかったことにまとめられる。また、ルール化もされていなかった。
このため、以下の対策を早急に講ずることとする。


核燃料物質の貯蔵の条件である「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」ことの趣旨を理解させるために、今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Pu の放射線による影響でガスが発生すること。）と対策を教育する（原因④の対策）。



核燃料物質を安定して保管するために、Pu を貯蔵する場合には原則として安定化処理を行うこと、Pu を貯蔵した容器の蓋を開け点検を行う際は、セル、グローブボックスその他の気密設備で行うこと及びそれら貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、使用履歴等）を記録として保存することに関して、核燃料物質を安全に取り扱うための原
子力機構共通の「管理基準」として策定する（原因③、④及び⑤の対策）。

(2)(1)に加え、以下の 2 つに示すようにリスクを回避する機会を逸してしまった。

①

貯蔵容器の点検等の計画段階において、貯蔵容器の内容物に関する情報を調査したものの、核燃料
物質は安定化した状態で保管されていると思い込み、作業場所としてフードを選定するとともに、汚染のリスクを防止する詳細な作業計画書を作成していなかった。
これは、結果としてフード（H-1）の最大取扱量を超えた核燃料物質（＜300 g）の入った貯蔵容
器をフード（H-1）で開封することにつながった。

②

点検等の作業中において、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際、これまでに経験のない蓋の浮き上がりや内圧が抜ける音に対して異常と認識できず、作業を中断できなかった。
これらについて以下の対策を講ずることが、今後同様の事故防止の観点から極めて重要である。


内部が確認できず密閉構造である貯蔵容器の蓋を開ける場合、フード以外の密閉状態の作業場所を選択することをはじめ、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順に明確にすることにより、リスクを考慮した安全な作業計
画を作成できるようにする（原因⑦の対策）。



リスクを回避するため、手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイントを作業計画で明確化する（原因⑨の対策）。

(3) 緊急時の資機材及び身体汚染検査が不適切であった。
①

除染用シャワー等資機材に不備があったこと及び除染用シャワーの定期的な点検内容が不適切であったことから、シャワーが必要なときに使用できなかったことやグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことにより、グリーンハウスの設置に時間を要した。

②

作業員を管理区域から退出させる際、適切な汚染検査ができず、汚染が残留していたことに気付かず、作業員を退出させた。

43

これらについて、以下の対策を講ずる。


全拠点を対象に緊急時の対応に必要となる除染設備（除染用シャワー及び除染キット）、グリーン
ハウス・養生資材の配備状況等を確認した結果を踏まえ、汚染発生時の対応に必要な設備を要領書等に明確にする。また、グリーンハウスの設置及び身体除染の訓練を実施している。



身体汚染が発生した場合の措置に係る原子力機構共通のガイドラインを策定し、身体汚染者の除染方法に加え、身体汚染測定方法（汚染を見逃さないための留意点）に関する基本事項を明確にした。

8.5.2 組織的な要因及び対策のまとめ「8.3.2 組織的な要因分析」で抽出した 18 項目の組織的な要因について JOFL の分類を用いて、以下の 8 項目に再整理した。また、8 項目の組織的な要因を封入時、封入・保管管理、作業計画・作業時の 3 つの要因に分類した。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
①

業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない。
【組織的な要因⑤】②

施設保安に係る体制が一体化していない。
【組織的な要因⑥】③

核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない。
【組織的な要因①、②及び⑦】(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取組が不十分であった（封入・保管管理）。
④

核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない。
【組織的な要因③】⑤

国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取組が十分でない。
【組織的な要因⑧、⑨、⑭及び⑮】(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が足りなかった（作業計画・作業時）。
⑥

作業手順等のルール化する仕組みが十分でない。
【組織的な要因④、⑪、⑫及び⑱】⑦

潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた。
【組織的な要因⑩（⑦）及び⑬】⑧

管理者が自ら作業し、管理者としての役割を十分果たせなかった。
【組織的な要因⑯及び⑰】
また、今回の事故の根本的な原因を特定するため、上記(1)、(2)及び(3)の要因を更に深く掘り下げ、根本的な原因を特定した。また、これらの根本的な原因について、以下のような対策を講ずる。
(a) 保安活動を改善する取組ができていなかった。
（根本的な原因）

44

核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組ができていなかった。
（対策）
・ 管理者（部長及び課長）は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の貯蔵・取扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応に係る作業手順等によって明確になっているかなど、レビューを確実に行う。具体的には、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の貯蔵・取扱いについて最新知見の反映状況、緊急時対応に係る作業手順等の明確化を個別業務の計画のレビューの視点として QMS 文書（レビュー要領等）で明確にする。
・ 部長は、複数の組織で共通する不適合や気付き事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組
みを構築する（部レベルの是正措置プログラム（CAP）の実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。具体的には、部内会議等の内部コミュニケーションにおいて不適合や気付き事項
に関する情報（事象、対応等）について確認することを QMS 文書（コミュニケーション要領等）
で明確にする。
(b) 潜在的リスクに対して慎重さが足りなかった。
（根本的な原因）
現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が足りず、定常作業として Pu 汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったことなど、誤った判断を避ける取組ができていなかった。
（対策）
・ 管理者（部長及び課長）は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。具体的には、個別業務の計画の確認に対するレビューの視点等
を QMS 文書（レビュー要領等）で明確にする。
・ 管理者（部長及び課長）は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解した上で事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。具体的には、品質目標に今回の事故の教訓に関する教育の実施を設定し、受講者の理解を含む実施状況を評価する。この活動は、事務職を含めて実施する。
(c) 上級管理者の役割を果たしていなかった。
（根本的な原因）
長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク及び緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行っておらず、役割を果たしていなかった。
（対策）
・ 上級管理者（所長及び部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。具体的には、燃料研究棟の汚染事故等を受けた緊急安全点検において実施し45

ている所長による作業計画書等の確認を今後各部長が継続して定常的に実施することを品質目標に明記する。
直接的な原因及び組織的な要因に関する対策をまとめたものを表 8.5.1 に、組織的な要因を踏まえた
根本的な原因特定結果について表 8.5.2 に示す。また、直接的な原因及び組織的な要因の是正処置計画に基づく実施工程表を表 8.5.3 及び表 8.5.4 に示す。
9．再発防止に向けた水平展開
燃料研究棟において今回の核燃料物質の移動作業を行うに至った核燃料物質の不適切な管理（不適合）は、使用予定のない核燃料物質を貯蔵又は廃棄することなく、長期間にわたって使用中と称して使用施
設内のグローブボックス等に保管していたことであった。また、このような不適合は、原子力機構の複数の拠点においても同様の状況が見受けられた。本件は、平成 29 年 2 月 15 日に開催された原子力規制委員会で指摘事項として改善を求められ、4 拠点においては、核燃料物質を保安規定に応じた使用、貯蔵及び廃棄を実施するための是正処置計画に基づき順次改善作業を実施してきたところであり、今回の事故はこの改善作業を行っている中で発生した。
本事故の発生に伴い、原子力機構全体で安全最優先の再徹底を図るとともに、核燃料物質を扱う類似の全作業を停止した（添付 9.1 参照）。類似事象の再発防止の観点で今後実施する水平展開に向けて核燃料物質の管理状況、核燃料物質を貯蔵又は保管する容器（以下「貯蔵容器等」という。）の健全性を確認するための調査及び点検を実施した。また、調査の結果を踏まえ、貯蔵容器等について、ガスの発生及び破裂の観点で、確認、評価し、安全に貯蔵又は保管されていることを確認した。燃料研究棟で破裂した貯蔵容器と同種の容器については、別途記録等を詳細に確認しており、原因究明の結果に基づく再発防止対策を踏まえ、適切に対応する（添付 9.2 参照）。
原因究明及び原因分析の結果に基づき「8. 原因分析及び対策」でまとめられた事故の原因について
原子力機構全体の問題として捉え、未然防止の観点から以下の事項について、原子力機構の「安全に関する水平展開実施要領」に従い各拠点に水平展開する（一部実施）。
(1) 核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
本事故の再発防止対策を反映し、核燃料物質を安全に取り扱うための原子力機構共通の「管理基準」を策定した（添付 9.3 参照）。
管理基準では、本事故の対策を基準として以下の内容等を規定した。
・Pu を貯蔵する場合には、有機物との混在を防止するため、安定化処理を行うこと。ただし、安定化することが使用の目的に影響を及ぼす場合であって、安全性が確認できる場合はこの限りではない。
・Pu を貯蔵した容器の点検を行う際に、閉じ込めの境界を開封して行う場合及び閉じ込め境界の健全性が確認できない場合は、セル、グローブボックスその他の気密設備（以下「セル等」という。）
で行うこと。
・内容物が明確に確認できない容器を開封する場合には、セル等で行うこと。
・核燃料物質を貯蔵する容器は、腐食等が発生しにくい材料が使用されていること。また、蓋が容易に開かず、核燃料物質が漏えい等により散逸して汚染の生じるおそれのない構造であること。

46

・容器ごとに核燃料物質の物理的・化学的性状、重量、安定化処理の実施状況等の情報が記録として保存されていること。
各拠点においては、本管理基準を拠点の要領へ反映し、順次運用を開始するとともに、併せて停止していた類似の作業を再開する。
上述の「Pu を貯蔵した容器」について、燃料研究棟では、樹脂製の袋の外側の金属容器が使用許可上の貯蔵容器となっている。このため、燃料研究棟では、今後、貯蔵容器の蓋を開ける作業をセル等で行うこととする。一方、原子力機構の他の施設では、樹脂製の袋の内側で核燃料物質を収納した容器が貯蔵容器となっており、その蓋を開ける作業は、セル等で行われている。
(2) 身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
核燃料物質等で身体汚染した場合の汚染されたエリアからの退出、身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する方法や手順を検討し、身体汚染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置について、被ばくの防止に関する対策を反映した原子力機構共通のガイドラインを策定した。
ガイドラインの策定に際しては、以下の内容を検討して行った（添付 9.4 参照）。
・汚染されたエリアからの退出、身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する対応の基本原則（対応の優先順、人命尊重、内部被ばくの防止、汚染拡大の防止等）
・汚染されたエリアから退出する際の身体汚染者の内部被ばく防止のための措置及び汚染エリアからの汚染拡大防止のための措置
・身体汚染者の内部被ばく防止及び汚染拡大防止を踏まえた除染措置（除染開始前の準備、除染及び除染終了等の確認・判断）・身体汚染者の汚染状況を確認するための除染前後の測定方法及び測定時の留意点
各拠点においては、本ガイドラインに基づく要領等の制定や改正等を行い、順次運用を開始する。
(3) 緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施
今回の事故を踏まえ、全拠点を対象に、緊急時の対応に必要となる除染設備（除染用シャワー及び除染キット）、グリーンハウス・養生資材の配備状況等の現状を確認した。その結果、現状の除染設備等
は、緊急時に迅速に対応可能な状態で適切に維持管理されていることが確認されたが、これらの設置や点検について要領書等で明確に記載されていない例が見受けられた。そこで、核燃料物質による室内広域汚染及び内部被ばくの対応を的確に実施できるよう、施設ごとに汚染発生時の対応に必要な設備を明確にするとともに、設備の機能維持を確認するための定期的な点検方法について要領書へ計画的に反映している。
また、今回の事故のような重度の身体汚染を想定した緊急時対応設備を用いた訓練については、多くの拠点で実施されていないことが確認された。そこで、全拠点の主要な施設（室内広域汚染の発生が考えられる施設）において、グリーンハウスの設置及び身体除染の訓練を実施する計画を立案し、以下の事項に留意して実効性のある訓練を順次実施している。
・事故発災時など必要な時に適切に設営できるよう、訓練目的を理解した上で実施する。
・事故想定や現場の環境に見合った手順、要員、資機材等で実施する。
・訓練の評価は適切な者によって行うとともに、評価によって抽出された問題点を次回の訓練に反映

47

する。
・身体除染訓練では、被災者のみならず、被災者の除染を介助する者の訓練も実施する。
訓練によって得られた知見は、必要に応じて上記(2)に記載のガイドラインに反映している。また、今後も継続して訓練が実施されるよう、室内広域汚染を想定した訓練について拠点の毎年度の訓練計画に定めることとし、事故時に対応できる作業員の数を増やすとともに、作業員の事故対応のスキルアッ
プを図るなど、継続した改善に取り組んでいく。
大洗研究開発センターにおける訓練の実施状況と今後の取組については、添付 9.5 に示す。
(4) 上級管理者による課題把握と保安活動改善の徹底
根本的な原因に係る対策を踏まえ、各拠点において、上級管理者（所長及び部長）は保安活動における課題を吸い上げ、必要な安全対策（リスクを低減・改善するための措置）、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。このため、上級管理者は、以下の事項を踏まえた品質目標を定め、課題把握と保安活動改善を徹底する。
・管理者（部長及び課長）は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の貯蔵・取扱いに関する最新知見の反映及び起こりうる事故・トラブルに備えた作業手順等の明確化など、レビューを確実に行う。
・部長は、複数の組織で共通する不適合や気付き事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組みを構築する。
・管理者（部長及び課長）は、作業計画の作成及び妥当性の確認について複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・管理者（部長及び課長）は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故の事例研究を行う。
その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。
10．まとめ平成 29 年 6 月 6 日の事故発生後、樹脂製の袋の破裂に係る原因究明、作業員の被ばく評価、現場復
旧等に取り組んできた。今般、樹脂製の袋の破裂に至った原因を特定したこと、放射性物質の摂取に至った原因を推定したこと、事故発生に至った原因の分析を行って再発防止対策を策定したこと及び現場復旧が完了したことから、それらの結果及び状況を取りまとめ、報告する。
事故の原因究明に係る対応では、樹脂製の袋の破裂に関して、破裂時の状況調査結果、作業員への聞き取り調査結果、有機物の放射線分解に関する検証試験結果等を基にフォルトツリー解析を行った。その結果、樹脂製の袋の破裂に至った原因は「内部でのガス発生」であり、Pu からのα線により「混入有機物（エポキシ樹脂）」、「ポリ容器」及び「混入水分」が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張したことが要因であることを推定した。さらに、貯蔵容器内容物及び飛散物の詳細な調査を行った結果、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるもの
であることを特定した。樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオに基づいて 21 年間の貯蔵期間における樹脂製の袋の内圧を計算した結果、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる
内圧以上であることを確認した。
被ばく評価に係る対応では、外部被ばく線量の評価を行うとともに、作業員のバイオアッセイ試料を48

分析し、量研

放医研が医療処置として実施した内部被ばく線量評価を確認するとともに、放射性物質の摂取に至った原因の推定結果や 108 号室の放射線管理情報等の調査結果も考慮して内部被ばく線量評
価を行った。外部被ばくによる実効線量は、作業員 5 名全員が記録レベル（0.1 mSv）未満であった。
また、内部被ばくの実効線量（預託実効線量）は、作業員のうち 1 名が法令の放射線業務従事者に対する線量限度を超過しており、また保安規定に定める警戒線量を超過した作業員も認められたことから、それぞれ保安規定に従い当該者の放射線作業を制限する措置を講じた。
また、室内汚染検査のスミヤろ紙及び Pu ダストモニタフィルタの測定・評価、作業員が装着していた半面マスクの調査及び半面マスクの防護性能の調査を実施し、放射性物質の摂取に至った原因を以下のとおり推定した。
・半面マスクは、顔面等に付着した放射性物質の接顔部からマスク内部への侵入を防ぐ性能は有していない。このため、破裂時の密着性低下、会話／発汗等による密着性の低下により、顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部からマスク内へ入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
・脱装時の半面マスクの交換等において、拭き取り等の処置をせずに顔面等が汚染した状態のままで半面マスクを取り換えるなど、放射性物質の摂取を防止するための対応が十分ではなかったため、頭部及び顔面に付着していた Pu 等の放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
本事故が発生した原因については、本事故が発生するまでの経緯を整理し、5 項目の問題となる事象を抽出し、それら問題の直接的な原因を分析して 12 項目を明らかにした。また、事故発生後に顕在化した除染用設備と身体汚染検査の 2 つの問題の原因と合わせて、合計 14 項目に対して、それぞれ対策を講ずる。
このうち、次の対策が同様の事故発生を防止する上で重要な事項と位置付けた。
・核燃料物質を安定して保管するために、核燃料物質の貯蔵及び管理に関する基本的な基準を策定する。
・リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイントを作業計画で明確化する。
・取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合は、リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順に明確にする。
・核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、使用履歴
等）を手順に明確にし、それらの記録の長期にわたる管理を確実なものとする。
・今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Pu の放射線による影響でガスが発生すること。）と対策を教育する。
抽出した直接的な原因を踏まえ、その背後にある組織的な要因を抽出するため、根本的な原因分析を実施した。その結果、18 項目の組織的な要因を明らかにした。このうち、抽出した 18 項目を対象に組織的な要因及び対策の整理を行った。その結果、以下の 8 項目に集約された。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
①

業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない。

②

施設保安に係る体制が一体化していない。

③

核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない。

49

(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取組が不十分であった（封入・保管管理）。
④

核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない。

⑤

国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取組が十分でない。

(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が足りなかった（作業計画・作業時）。
⑥

作業手順等のルール化する仕組みが十分でない。

⑦

潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた。

⑧

管理者が自ら作業し、管理者としての役割を十分果たせなかった。

これらの要因を更に深く掘り下げると根本的な原因には、(a) 保安活動を改善する取組ができていなかった。
(b) 潜在的リスクに対して慎重さが足りなかった。
(c) 上級管理者の役割を果たしていなかった。
ことが挙げられる。これらについて「8.5」で掲げた対策を行い、手順等による仕組みの改善や常に潜在的リスクを念頭に置いて保安活動の継続的な改善を行い、再発防止を徹底する。
原子力機構は、本事故の再発防止対策を踏まえ、以下の水平展開を実施し、原子力機構全体で安全確保の維持・向上を図る。
・核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
・身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
・緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施
また、3 つの根本的な原因についても原子力機構における問題として捉え、原子力機構全体の活動に反映する。
現場復旧については、まず、フード（H-1）までのアクセスルートを確保し、フード（H-1）内の貯蔵容器の蓋を固定し、フード（H-1）から貯蔵容器を搬出して 108 号室から 101 号室内のグローブボック
ス群（123-D、124-D）内へ移動した。その後、グリーンハウスの更新等により汚染管理の強化を図った
後、フード（H-1）及び 108 号室の汚染検査・除染作業を行った。フード（H-1）の汚染検査と除染については、フード（H-1）内外表面の汚染検査を行いながら、除染作業及び固着汚染の固定を行った。108
号室の汚染検査と除染については、床面に対して実施した後、壁面、天井とグローブボックス等の機器に対して実施した。
平成 29 年 9 月 8 日に燃料研究棟 101 号室において作業員の特殊作業衣等の汚染事象が発生し、その応急処置を実施した上で不適合管理を実施した。これを受けて 108 号室の作業を中止し、作業手順等の緊急点検を実施した。また、101 号室の汚染事象の不適合管理により抽出された改善点を反映して作業
計画書を改訂し、作業員の教育を実施した。これらにより作業の安全対策の強化を図り、108 号室の汚染検査・除染作業を再開して、108 号室の除染作業、汚染検査を完了し、平成 29 年 10 月 16 日に立入制
限区域を解除した。
原子力機構は、施設の廃止措置段階を含め核燃料物質の管理の適正化が重要な課題であり、核燃料物
質を取り扱う研究開発機関として現場の品質管理及び保安活動を徹底するとともに、核燃料物質のより安全な管理への取組を確実に進めていく。
このような状況の中、今回の事故が起きたことを深く反省するとともに、事故発生の防止に向けた取組が十分にできなかったことを重く捉え、経営層自身による安全確保のための活動の関与及び監視並び50

に専門性を有する人材の育成・確保を含め必要な資源を投入した上で、原子力機構全体でより慎重な保安活動を徹底し、安全確保に努める。原子力施設の保安活動に当たっては、その向上を図る観点から、今回の事故の教訓を含め過去の事故・トラブル等に関する情報を有効に活用できるよう、機構全体で情報共有する仕組みを構築するとともに、これら情報について他機関でも閲覧できるようにする。

51

N

至水戸

燃料研究棟
国
鹿
道
51

島

号
灘
線

至鹿嶋

：敷地境界
：周辺監視区域境界

図 4.1.1

大洗研究開発センター施設配置図

52

蓋

把手
六角ボルト

Ｏリング

樹脂製の袋
内容物

核燃料物質を収納した容器（ポリエチレン製）

貯蔵容器（ステンレス鋼製）

図4.1.2

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の構造と内容物

53

54

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(1) 作業計画段階①核燃料物質の不適切な管理（不適合）の不適合除去
保安規定 1 編 17 条,17 条の 2、不適合管理並びに是正処置及び予防処置要領に従い実施↓②作業場所の検討
核燃料物質使用許可（使用の目的、貯蔵制限量）、保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟共通作業要領 No.3,7 に従い実施↓③作業期間の検討
保安規定 2 編 16 条、7 編 3,4 条、燃料研究棟使用手引 I 編 1 章、燃料研究棟共通作業要領 No.3 に従い実施↓④安全作業手順書の作成
保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟共通作業要領 No.3,4 に従い実施↓⑤作業に伴う線量の検討（放射線作業連絡票、放射線作業届）
保安規定 2 編 16,17 条、放射線安全取扱手引 6 章、燃料研究棟共通作業要領 No.3,6 に従い実施↓⑥放射線安全チェック（線量の評価、防護具等の選定）
保安規定 2 編 16 条、放射線安全取扱手引 6 章、燃料研究棟共通作業要領 No.3,6 に従い実施↓⑦取扱対象物の検討
保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟本体施設作業要領 No.39 に従い実施↓⑧一般安全チェック
保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟共通作業要領 No.3,5 に従い実施↓⑨使用許可・保安規定チェック
保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟共通作業要領 No.3,7 に従い実施↓⑩作業区分の検討（定常／非定常）
保安規定 2 編 16 条、非定常作業の安全管理要領、燃料研究棟共通作業要領 No.3 に従い実施↓⑪リスクアセスメント
保安規定 2 編 16 条、リスクアセスメント実施要領、燃料研究棟共通作業要領 No.3 に従い実施（注）一部の規定類の名称は略称表記とした。

図 4.1.4

改善作業及び事故対応における作業手順の流れ（1/2）

55

(2) 作業実施段階⑫被ばく防止及び被ばく低減措置
保安規定 2 編 16 条、放射線安全取扱手引 6 章に従い実施↓⑬核燃料物質の取扱い（核物質防護、計量管理）保安規定 2 編 16 条、核物質防護規定、核物質防護要領、計量管理規定、計量管理規則、
燃料研究棟使用手引 4 章に従い実施↓⑭フード作業（貯蔵容器の点検・汚染検査）
保安規定 2 編 16 条、燃料研究棟使用手引 3 章、燃料研究棟本体施設作業要領 No.33 に従い実施(3) 事故対応⑮初動対応（事故現場）
保安規定 1 編 25 条、事故対策規則、事故対策要領に従い実施↓⑯初動対応（現地対策本部）
保安規定 1 編 26、27 条、事故対策規則に従い実施↓⑰汚染拡大防止措置（グリーンハウス設営）
保安規定 1 編 28 条、2 編 19 条、事故対策規則、放射線安全取扱手引 9,10 章に従い実施↓⑱立入制限区域の指定
保安規定 2 編 5 条、放射線安全取扱手引 6 章に従い実施↓⑲作業員の除染保安規定 2 編 19 条の 2、放射線安全取扱手引 9 章に従い実施↓⑳緊急医療措置
保安規定 2 編 24 条、放射線安全取扱手引第 10 章、事故対策規則に従い実施（注）一部の規定類の名称は略称表記とした。

図 4.1.4

改善作業及び事故対応における作業手順の流れ（2/2）

56

57

図4.1.5

特殊作業衣

腕カバー

ポケット
線量計

（H29.6.16撮影）

背面（H29.6.16撮影）

事故発生時の作業員と同等の防護具を装着した状態

前面

RI作業靴

靴カバー

ゴム手袋（二重）(内側に綿手袋)

個人線量計

半面マスク

特殊作業帽子

58

実験準備室
２４ 号室

居 室 Ｄ
２３ 号室

廊 下 ２０ 号室

居 室 Ｃ
２２ 号室
居 室 Ｂ
２１ 号室

図4.2.1

便所 便所 湯沸室（ 男） （ 女） 16号室

物入

計算機室
１４号室

会 議 室
１３ 号室

保安管理室
１１号室

1階平面図

燃料研究棟平面図

UP

居室 Ａ
１２ 号室

フード（H−1）

斜線部は管理区域境界を示す。

分 析 室
１０８ 号室

59

8

7

6

5

4

3

2

1

1500

16 2 080 0750

図4.2.2 フード（H－1）概略図

12

11

10

9

23 5 0（ 単位； ｍｍ）

12

11

10

排 水 管

鉛張り 流しバッフ ルプレート

蛍 光 灯

給水ハンド ル

89

電源用表示ランプ7

電源コンセント

蛍光灯用スイッ チ

56

ガスハンド ル

4

スライド 式ガラス窓

給気ギャラリ2
3

本 体

部 品 名 称1

番号

108号室

A

Ａ

請負

４０代

Ｂ

請負

３０代

Ｃ

派遣

４０代

Ｄ

職員

２０代

Ｅ

職員

５０代

貯蔵容器

E
D
B

フード
（H-1）

C

聞き取り情報に基づく

図4.2.3108号室における事故発生時の作業員5名の位置関係

60

（H29.6.6 撮影）

図 4.2.4 グリーンハウス

61

62

実験準備室
２４ 号室

居 室 Ｄ
２３ 号室

廊 下 ２０ 号室

居 室 Ｃ
２２ 号室
居 室 Ｂ
２１ 号室

UP

エア

目張り箇所

1階平面図

居室 Ａ
１２ 号室

図4.2.5

便所 便所 湯沸室（ 男） （ 女） 16号室

物入

計算機室
１４号室

会 議 室
１３ 号室

保安管理室
１１号室

斜線部は管理区域境界を示す。

目張り箇所（外壁外側）分 析 室
１０８ 号室1.E+03

線量率（nGy/h）▲：降雨

汚染事象発生
6月6日11:15頃
降雨の影響による上昇
1.E+02

1.E+016月4日

図4.2.6

6月5日

6月6日

6月7日

6月8日

6月9日

6月10日

モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド(H29年6月4日～6月10日）
63

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66

P1

P2 ：室内PuダストモニタNo.2 サ ン プ リ ン グ 端

P1 ：室内PuダストモニタNo.1 サ ン プ リ ン グ 端

RD ：室内ダストモニタ サ ン プ リ ン グ 端

１０８号室

P2

Ⅴ

Ⅳ

P1

図4.2.11 燃料研究棟の放射線管理モニタの配置図

Ⅰ ～ Ⅴ ： ガ ン マ 線 エ リ アモニタ

P2 ：室内PuダストモニタNo.2

Ⅱ

Ⅲ

SD ：排気ダストモニタ

Ⅰ

RD

P1 ：室内PuダストモニタNo.1

RD

RD ：室内ダストモニタ

放射線管理測定室

SD RD
P2 P1

放射線モニタ監視盤

RD

排気筒

2階（排風機室）

空気集中捕集装置

排気系へ戻り排気ダスト
モニタ

108 号 室

室内Pu ダストモニタNo.2(108 号室)
放射線管理測定室

1階

図4.2.12

燃料研究棟の排気ダストモニタ及び室内PuダストモニタNo.2（108号室）の系統図

67

68

例

PD

給気第２系統給気第１系統MD

逆流防止ダンパ

自動ダンパ

制御用ダンパ

防火ダンパ

CD

MD

PD

FD

ダンパ

ＨＥＰＡフィルタ

プレ、ＨＥＰＡフィルタ

凡
ファン

PD

給気第１～３系統
空気調和機

MD

取入口

外気

給気第３系統

MD

MD

PD

CD

CD

CD

図4.2.13

34

33

31

113

112

111

110

109

108

107

106

105

104

103

102

101

100A

100

FD

PD

32

フード

フード

フード

フード

FD

MD

MD

MD

MD

MD

MD

③
MD

MD

排気第３系統MD

排気第２系統MD

排気第１－２系統

PD

排気第１－１系統

PD

PD

PD

筒

気

排

①グローブボックスの排気：排気第1系統②フードの排気：排気第2系統③分析室(108号室)の排気 ：排気第3系統

CD

CD

②

①
MD

MD

MD

MD

燃料研究棟の給排気系統図

グローブ
ボックス

グローブ
ボックス

グローブ
ボックス

グローブ
ボックス

グローブ
ボックス

グローブ
ボックス

５０（排風機室 ）※排気第1系統は2系統あり、1系統は予備である。
H29/6/6(火)は排気第1-2系統が運転されていた。

貯蔵容器

フード内

フード前床

（H29.6.7 撮影）

図 4.2.14

事故発生後のフード（H-1）周辺
69

フード(H-1)

貯蔵容器

プルトニウム・濃縮ウラン
管理区域内運搬車（H29.6.6 撮影）

図 4.2.15 TV カメラによる貯蔵容器の監視

70

1000

線量率 （nGy/h）△ ：降雨○ ：降雨の影響による線量率の上昇

汚染事故発生
6月6日11：15頃

100

10
6月6日

6月16日

6月26日

7月6日

7月17日

7月27日

8月6日

8月16日

8月26日

1000

線量率 （nGy/h）△ ：降雨○ ：降雨の影響による線量率の上昇

立入制限区域解除日（10/16）
100

10
9月1日

図5.1

9月11日

9月21日

10月1日

10月11日

10月21日

10月31日モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド（H29年6月6日～10月31日）

71

72

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73

被ばく評価

作業員ケア

総点検・
水平展開

原因究明

現場復旧

報告書等

下旬

上旬

中旬

7月

(追加調査)

総点検の実施（各拠点）

図6.1.1

下旬

中旬

10月

▼法令報告(第３報)上旬

燃料研究棟汚染事故対応工程表（9月29日現在)

核燃料物質の摂取に関するシナリオ検討

中旬

9月▼入院 ▼定期健診▼退院

半面マスク等の汚染分布の調査・分析、108号室内の放管情報等の調査・分析

線量評価協力（便測定結果及び核種情報提供等）▼肺モニタ バイオアッセイ試料の分析

▼入院
▼入院
▼入院
▼退院
▼退院
▼退院
継続して作業員のケアを実施

原因究明等を踏まえた追加調査、水平展開

事実関係調査・要因分析・問題点摘出・再発防止策取りまとめ

総合評価

上旬

分析を踏まえた事故進展シナリオ検討

検証試験（樹脂製の袋の破裂事象・エポキシ樹脂の放射線分解）

▼入院
▼入院
▼退院
▼退院
▼退院

▼入院

下旬

フード内除染、108号室除染

中旬

8月

貯蔵容器内部観察、容器内試料及び飛散試料の分析

フォルトツリー図構築等 事故進展シナリオ検討

情報収集・整理、要因リストアップ

専用グリーンハウスへの更新

汚染状況把握・粒子の回収

貯蔵容器の移動上旬▼法令報告(第２報)下旬▼茨城県からの要請に対する報告書▼法令報告(10日報)

中旬

6月

▼事故発生

上旬

下旬

11月以降

74

D: 35

B: 22
拭き取り後

D: 1

C: 1.9D(7月4日測定)

B: 5

A: 0.35

α線表面密度 (Bq/cm2)

C（H29.7.4撮影）

回収後（H29.7.4撮影）

飛散したと思われる粒子

回収前

図6.2.1 アクセスルート床の表面密度測定結果及び粒子回収前後の写真(6月7日測定)

C: 55

A: 22

：グローブボックス

108号室

A

アクセスルートB 108号室入口からフードまでの通路について、作業員の歩行による汚染拡大・飛散防止のための床の拭き取りを実施
 アクセスルート（床の一部）の表面密度は、床の拭き取りにより低減
 フードから飛散したと思われる粒子については、カメラで位置情報を記録した後、位置ごとにバイアル瓶の容器に回収し、金属容器に収納 前面のビニルシートについては、折りたたんで金属容器に収納

フードまでのアクセスルートの確保（7月4日）

フード（H-1）

75

図6.2.2（H29.7.6撮影）
蓋の固定及び転倒防止治具を取り付けた貯蔵容器

転倒防止治具

貯蔵容器の蓋をテープで固定

76

ハンドフットクロスモニタ

粘着シート

GH-1

調製室(101号室)

GH-2 GH-3

汚染管理強化概要図

粘着シート

フットモニタ

図6.2.3

自主サーベイ

粘着シート

123-D

124-D

：床養生シート（2重）：フード：グローブボックス

下線部：汚染管理の強化に伴う追加

H-1

養生シート

靴の履き替え108号室及びGH作業員の養生シート：立入制限区域：グリーンハウス(GH)

着装エリア

(H29.7.20 撮影）
貯蔵容器の内部の状況(H29.7.20 撮影）
グローブボックス（123-D）搬入後の貯蔵容器の状況（転倒防止治具取り付け後）

図 6.2.4 グローブボックス（123-D）搬入後の貯蔵容器

77

(H29.7.20撮影）

図6.2.5

汚染管理の強化を図った更新後のグリーンハウス

78

左面

●
15k

(15k)

79

ガラス内面（透視野）

未測定

>100k
>100k

床面

背面

除染前の表面密度(cpm)

●
15k

>100k

未測定

未測定

天井（前）

(2.5k)(2.5k)
●
1.5k
↓
150

0

● 20
●
20

200

↓

300

0

床面

150

ガラス内面（透視野）

20‐30

↓

0

2k
●

●
20

700‐800

●
300

0

40 ●

40
●

70

30

背面

10

図6.2.6 フード（H-1）内表面の除染結果

●
200
↓
0

右面

スポット汚染部● 3.5k → 1.5k → 800 → 4k
●1k → 600 → 400● ● ●400 → 150
1.5k → 2.5k
500 → 200

ガラス内面（透視野）

除染後の表面密度*)(cpm)

●
1.3k
↓
0

20

*)
除染後の表面密度状態からフード内側については除染が困難であると判断し、ストリッパブルペイントを塗布し汚染を固定した(図6.2.7の外観写真参照)。

除染【除染方法】
・ストリッパブルペイント（SP）を塗布し、乾燥後にSPを剥離して表面密度を測定
・SP剥離後の表面密度が高い部分については、濡れウエスで拭き取り除染を実施（部位により複数回、青字＋アンダーライン付記で結果を記載）

イタリック体：スポット汚染の部位と測定結果（除染前後）

●
2.5k

右面

フード（H‐1)イメージ図
左面

10

20

天井（前）

10

10

10

天井（奥）

0

【測定結果の見方】
標準体：測定エリアのダイレクトサーベイ結果（最大値）

(15k)

未測定

200

天井（奥）

50

80

0

左面

正面

100
右面

除染

フード（H‐1)イメージ図

左面

0

右面

除染後の表面密度(cpm)

正面

0

ガラス窓
0

●0

0

0

●0

●0

0

除染後のフード外観写真

H29.7.31撮影(フード内側にストリッパブルペイント塗布)

図6.2.7 フード（H-1）外表面の除染結果

除染前の表面密度(cpm)

100

100
ガラス
●2k ガラス窓
●4k
2k

●7k

●3k

500
18
4

500

※ ガラス窓左側底部のスポット汚染(4k cpm)は、フローモ
ニタ（レガテープ）部分であり、除去した。

【除染方法】
・濡れウエスにより、拭き取り除染を実施【測定結果の見方】
標準体：測定エリアのダイレクトサーベイ結果（最大値）
イタリック体+青字：スポット汚染の部位と測定結果（除染前後）0【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定
100

200

300

400

500

600

700

800

900

00

8.77

3.59

2.57

1.02

0.91

0.90

6.57

2.78

13.23

6.77

10

8.89

2.76

2.42

1.05

1.55

1.73

2.82

5.50

23.22

20

12.89

1.85

0.85

1.05

0.81

1.92

1.02

5.27

4.16

30

4.99

1.62

0.99

1.14

0.83

0.97

1.63

4.24

8.47

40

1.20

2.60

0.69

1.07

0.85

0.43

1.93

3.89

8.81

50

0.39

2.71

1.33

0.74

0.29

0.76

1.58

2.15

6.03

60

2.33

1.87

1.79

0.60

4.47

1.03

1.83

6.08

2.63

70

1.15

1.29

1.02

0.93

1.26

0.65

0.96

1.48

2.14

10 以上

[Bq/cm2]

1 未満

1

図6.2.8

2

3

4

5

6

7

8

9

108号室床面の表面密度分布（除染前）
81

机等が設置されており、床面の露出はない。

000

0.50

確認日：2017/08/01 確認方法：発煙管頭上位置（床上2.5 m）

床上 1 m

図6.2.9108号室の空気流線測定結果82

【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定
100

200

300

400

500

600

700

800

900

00

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

10

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

20

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

30

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

40

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

50

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

60

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

70

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

10 以上

[Bq/cm2]

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

ND：検出限界未満

図6.2.10108号室床面の表面密度分布（除染後）
83

机等が設置されており、床面の露出はない。

000

ND

（H29.8.22撮影）(b)除染作業後のビニルシートによる養生の状況←(a)汚染の固定状況↓ （単位：cpm）
65
45(19 Bq) (27 Bq)
90(38 Bq)400(165 Bq)（H29.8.21撮影）

図6.2.11（H29.8.21撮影）

108号室床面の汚染固定及び除染後の養生の状況84

【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
900

天井面
天井側

800

700

600

500

400

200

300

100

000

04
< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01ND< 0.01

03

02

床面側

01

【除染後の表面密度】
900

天井面
天井側

800

700

600

500

400

200

300

100

000

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02

床面側

01

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.12

A壁面の除染前後における表面密度分布85【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
000
天井側

100

200

300

400

500

600

700

800

900

04
< 0.01< 0.01< 0.01< 0.010.03< 0.01< 0.01< 0.01

0.01

0.02

03

02
床面側

01

【除染後の表面密度】
000
天井側

100

200

300

400

500

600

700

800

900

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02
床面側

01

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.13

B壁面の除染前後における表面密度分布86【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
000
天井側

010

020

030

040

050

060

070

04
0.03

0.03

0.01

< 0.01

0.02

0.06

0.01

03
フード
(H-1)が設
置されて
おり、壁
面の露出
はない。

02
0.02

床面側

01

実験台が設置されており、壁面の露出はない。

【除染後の表面密度】
000
天井側

010

020

030

040

050

060

070

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02
ND

床面側

01

フード
(H-1)が設
置されて
おり、壁
面の露出
はない。
1 未満

1

実験台が設置されており、壁面の露出はない。

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.14

L壁面の除染前後における表面密度分布87【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
070
天井側

060

050

040

030

020

010

000

04
< 0.01< 0.01< 0.01< 0.01ND< 0.01

ND

0.02

03

02
床面側

01

【除染後の表面密度】
070
天井側

060

050

040

030

020

010

000

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02
床面側

01

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.15

R壁面の除染前後における表面密度分布
88

(7)
(6)
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

シンク下は汚染があるため、入口を養生した。

【除染前後の平均汚染密度】
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

(7)

除染前
(Bq/cm2)

15.77

7.15

5.82

3.10

0.44

19.79

5.61

除染後

固着汚染有

固着汚染有

ND

ND

ND

ND

ND

【汚染固定前】【汚染固定後】ND：検出限界未満(1)(H29.10.2撮影)(H29.9.30撮影) 木製蓋(H29.10.2撮影)(木の蓋の汚染部を粘着テープで固定)(2)(H29.10.2撮影)(H29.9.30撮影)(表面状態に起因し、上面の木製蓋及び蛇口の除染は困難)

図6.2.16(蛇口の汚染部を粘着テープで固定し、ビニル袋養生)

L壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真
89

R壁
(1)
(4)
(2)
(3)
(5)

(6)

【除染前後の表面密度】
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

除染前
(Bq/cm2)

0.36

0.99

0.86

2.23

2.11

3.32

除染後

ND

ND

ND

ND

固着汚染有

固着汚染有

ND：検出限界未満【汚染固定前】【ストリッパブルペイントによる汚染固定後】(5)（H29.8.28撮影）（H29.8.28撮影）(6)(表面状態に起因し、ボンベスタンド下面の除染は困難)（H29.8.28撮影）

図6.2.17

R壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真
90

【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
000

（廊下側)

100

200

300

400

500

600

700

800

900

00
<0.01

<0.01

<0.01

<0.01

ND

ND

<0.01

<0.01

0.01

0.01

ND

<0.01

ND

<0.01

<0.01

ND

<0.01

ND

ND

ND

10
20
30
40
50
60
70

【除染後の表面密度】
000

（廊下側)

100

200

300

400

500

600

700

800

900

00
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

10
20
30
40
50
60
70

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.18

天井面の除染前後における表面密度分布
91

(1)

(2)

装置

除染前(最大)除染後

備考(1)グローブボックス(821-D)

0.661 Bq/cm2

ND

固着汚染有

(2) Arガス雰囲気ユニット

0.559 Bq/cm2

ND

固着汚染有

ND：検出限界未満

グローブボックスのフィルタ木枠に固着汚染有
除染後のグローブボックスのグローブポート部

除染後のArガス雰囲気ユニット（H29.8.30撮影）（H29.9.1撮影）（H29.8.31撮影）(ビニル養生)

ストリッパブルペイント塗布後（H29.9.5撮影）(表面状態に起因し、木枠上面の除染は困難)

図6.2.19(ビニル養生)装置の除染前後における表面密度測定結果（1）
92

(4)

(3)

装置

除染前(最大)除染後

備考(3) GB(812-D)

5.40 Bq/cm2

ND

固着汚染無

(4) GB(811-D)

1.24 Bq/cm2

ND

固着汚染有

(H29.9.20撮影)(4)(H29.9.20撮影)

ND：検出限界未満

GB(811-D)付属の冷却水循環装置は、床面との隙間が小さく、床面の除染が困難であることからSPにより汚染を固定した。
(固定前)(H29.9.20撮影)

グローブポート部のビニル養生*) SP：ストリッパブルペイント

図6.2.20

SPにより床面の汚染を固定した。
(固定後)装置の除染前後における表面密度測定結果（2）93フィルタ木枠上面(SPで固定)
除染前：最大12.96Bq/cm2(H29.10.4撮影)(6)

電線管表面(SPで固定)(5)
除染前:12.80Bq/cm2

ベローズ：SPを塗布

除染後:検出限界未満(H29.10.3撮影)装置

ベローズ：SPを剥離(H29.10.4撮影)

除染前(最大)除染後

備考(5) GB(802-W)

2.43 Bq/cm2

ND

固着汚染有

(6) GB(801-W)

1.24 Bq/cm2

ND

固着汚染有
ND：検出限界未満(H29.10.3撮影)(5) 802-W(6) 801-W

フランジ溝(粘着テープで固定)
フィルタ木枠上面(SPで固定)
除染前：最大10.61Bq/cm2

電線管表面及びポート留め具等(SPで固定)(H29.10.5撮影)

(5)
(6)

 多数のフランジ溝(粘着テープで固定)
 フード側グローブ：ビニル養生で汚染を固定*) SP：ストリッパブルペイント(H29.10.4撮影)

図6.2.21

装置の除染前後における表面密度測定結果（3）
94

一重目

樹脂製の袋

二重目

樹脂製の袋

貯蔵容器から取り出した収納物の全体像（H29.8.2撮影）

ポリ容器の蓋を外した状態（H29.8.3撮影）

ポリ容器から回収する前の樹脂固化物の収納状態（H29.8.2撮影）

ポリ容器底部付近のかけら成分（H29.8.4撮影）

図 6.4.1 貯蔵容器内容物を取り出した際の外観写真

95

蓋外径 150 mm

15mm

入口径 120 mm

Ｏ-リング

横幅 約18 cm

一重目
樹脂製の袋

高さ 約45 cm

二重目 樹脂製の袋

深さ 302 mm

余剰部分

蓋と本体を紙テープで固定

溶着部：両側面

樹脂固化物の収納高さ

一重目
樹脂製の袋

横幅 約22 cm

高さ 約37 cm

ポリ容器
外径 94 mm
高さ 230 mm
肉厚 1 mm
内容積 約1.5 L

溶着部：両側面と下端

二重目
樹脂製の袋

内径 130 mm

貯蔵容器
全高320 mm×胴外径140 mm、胴体肉厚5 mm、底肉厚8 mm、蓋肉厚10 mm、内容積約3.9 L

図 6.4.2 核燃料物質の梱包更新時の収納状態想定図96

一重目の樹脂製の袋

樹脂製の袋
開口部
ポリ容器の蓋（裏返った状態）

樹脂製の袋の破裂後に作業員が撮影した写真を拡大（H29.6.6 撮影）

図 6.4.3 樹脂製の袋の破裂後貯蔵容器上部状態

97

飛散物の回収時に撮影（H29.7.4 撮影）

図 6.4.4 フード手前における床養生シート上の飛散物の外観98

108 号室①11μm 以上

⑧10μm 以上

⑦11μm 以上
Pu

フード

3μm 以上②9.7μm 以上⑥
7.8μm 以上⑨
4.5μm 以上

⑭10μm 以上

⑬7.7μm 以上③
9.8μm 以上⑤
4.3μm 以上⑩
5.6μm 以上
⑫6.1μm 以上

Pu：Pu ダストフィルタ④4.7μm 以上⑪5.5μm 以上：グローブボックス

図 6.5.1 108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタの空気力学的放射能中央径（AMAD）分布評価結果

99

100

しめひも

マスク前面

フィルタカートリッジ

面体

排気弁

フィルタカートリッジホルダー

伝声板

フィルタカートリッジ(フィルタカートリッジホルダー側)

フィルタカートリッジホルダー(内部)

面体接顔部

マスク前面
（フィルタカートリッジ取り外し状態）

図6.5.2 半面マスクの構造

マスク着用者側面体（顔側）

吸気弁

しめひも

101

ＯＲゲート

ＩＮ

制約ゲート

基本事象

図7.1.1

二重目樹脂製の袋の破損条
件到達（条件変化含む。）

二重目樹脂製の袋の内圧
上昇

ＯＵＴ

ＡＮＤゲート

貯蔵容器開封時の傷等

b㉑

ポリ容器内突起物混入による損傷

ポリ容器破片による損傷

当時の樹脂製の袋の品質

樹脂製の袋の経年劣化

樹脂製の袋の熱劣化

樹脂製の袋の放射線劣化

封入時の傷等a

一重目樹脂製の袋の内圧
上昇・膨張

b

内部でのガス発生

不適切な溶着a

一重目樹脂製の袋の破損条
件到達（条件変化含む。）

一重目樹脂製の袋の内圧上昇

一重目樹脂製の袋⑧

臨界発生（ガス）

⑳

ポリ容器
放射線劣化

⑲

⑮

樹脂製の袋のβ線に
よる劣化

⑰
⑱

⑭
樹脂製の袋のγ線による劣化

樹脂製の袋のα線に
よる劣化

⑬

⑦

可燃性ガスの燃
焼・爆発（ガス）

⑯

⑫

⑪

⑥

爆発性物質の爆発（ガス）

内部温度上昇⑤①

容器内物質間の化学反応（ガス）

水分の放射線分解ガス

有機物の放射線分解ガス

α崩壊によるHeガス

樹脂製の袋の破裂要因に係るフォルトツリー図

二重目樹脂製の袋

事象

二重目樹脂製の袋の破裂

凡例

⑥

⑦

爆発性物質の爆発（熱）
可燃性ガスの燃
焼・爆発（熱）ポリ容器破損

ポリ容器破損

夏期の高温

崩壊熱

⑩

⑨

⑧

⑤

容器内物質間の化学反応（熱）

臨界発生（熱）

④

③

②

混入水分

ポリ容器

混入有機物

U/Pu 化合物の X 線回折測定済試料
ポリ容器＋樹脂製の袋（二重）→ ステンレス鋼製貯蔵容器に封入【平成 3 年】
内容物の状況を開封点検、梱包更新（詰め替え）【平成 8 年】
貯蔵庫で保管【平成 8 年～平成 29 年】

樹脂製の袋の強度劣化（放射線の影響）

樹脂製の袋の内圧上昇（内部でのガス発生）

フードへ持ち出しての点検

貯蔵容器を開封

樹脂製の袋の破裂

図 7.1.2

樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオ

102

（当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧は、21 年間の貯蔵期間中のγ線照射による樹脂製の袋の劣化を模擬した状態に相当）

図 7.1.3

樹脂製の袋における内圧の経時変化の計算結果

103

104

半面マスクを着用した状態で内部被ばくが発生

事象

半面マスク
の密着性の
低下

108 号室での放射性物質の摂取添付 7.2.1 参照（作業員 A：☓ B：〇 C：☓

破裂時の密着性の低下に伴う吸入摂取

室内では汗が滴るほどではなく、侵入した汗の飲み込みによる経口摂取の可能性は低い。（作業員 A～E：×）

汗で流れた頭部等の放射性物質の侵入による経口摂取添付 7.2.1 参照（作業者 A：☓ B：△ C：△

作業員は、自らの頭部及び顔面に汚染がある状況を認識しており、汚染水の飲み込みには注意していたことから経口摂取の可能性は低い。（作業員 A～E：×）
作業員は、自らの頭部及び顔面に汚染がある状況を認識しており、汚染水の飲み込みには注意していたことから経口摂取の可能性は低い。（作業員 A～E：×）

半面マスク交換時等の吸入摂取
身体除染時の経口摂取
鼻腔除染時の経口摂取D:△ E：△）

D:〇 E：◎）

添付 7.2.1 参照（作業員 A：△ B：〇 C：〇

発汗等による密着性の低下に伴う吸入摂取D:〇 E：◎）

添付 7.2.1 参照（作業員 A：△ B：〇 C：〇

会話等による密着性の低下に伴う吸入摂取D:△ E：◎）

半面マスクの調査結果からろ過材の放射性物質の透過がなかったことから可能性はない。（作業員 A～E：×）

調査結果

破裂時の濃度上昇によるマスクろ過材の
放射性物質の透過調査項目

図 7.2.1 被ばく経路の推定に係る要因分析図〇：被ばくの経路として可能性が高いと評価したもの △：可能性があると評価したもの ×：可能性が低いと評価したもの◎：○のうち、線量限度との関係で重大な被ばくの経路と評価したもの

脱装及び除染時の放射性物質の摂取

破裂時の吸入

樹脂製の袋の破裂時における放射性物質の摂取

放射性物質の摂取の原因

105

監視カメラ

事故発生後の室内での行動範囲

A
D

内線電話

C

B

E
貯蔵容器

樹脂製の袋の破裂の方向

フード

図 7.2.2 作業員の事故発生時の位置及び事故発生後の行動範囲

退出経路

ページング

106

原子力科学研究所 研究炉加速器管理部 次長

内部委員

品質保証推進委員会

大洗研究開発センター

福島燃料材料試験部 燃料技術管理課 嘱託
福島燃料材料試験部 材料試験課長
高速炉技術開発部 熱流体技術開発課 研究副主幹
次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 燃料材料開発Gr
安全・核セキュリティ統括部 技術主席

核燃料サイクル工学研究所 再処理技術開発センター処理部 化学処理第2課 技術副主幹

安全管理部 安全対策課 マネージャー

照射試験炉センター計画推進室 副主幹（現 材料試験炉部 計画管理課 マネージャー）

材料試験炉部 照射課 主査

安全管理部 放射線管理第１課長

安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長

図8.2.1 直接的な原因分析及び組織的な要因分析並びに分析結果等の評価に係る実施体制

原子力科学研究所 福島技術開発試験部 臨界技術第１課員

福島燃料材料試験部 燃料試験課 主査

次世代高速炉サイクル研究開発センター上級嘱託

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課 マネージャー

福島燃料材料試験部 燃料技術管理課 マネージャー

高温工学試験研究炉部 次長

サブリーダー

オブザーバー

高速実験炉部 次長

環境保全部長（現 環境保全部主席）

燃料研究棟における汚染事
故に係る原因分析チーム

核燃料サイクル工学研究所 再処理技術開発センター 技術部
品質保証課 技術主幹

原子力安全推進協会 執行役員
安全システム本部 システム基盤部長

外部委員

高速増殖原型炉もんじゅ 所長代理

委員長代理

燃料研究棟における汚染事故に係る原因分析チーム

核燃料サイクル工学研究所 再処理技術開発センター 処理部
化学処理第2課 技術副主幹

安全・核セキュリティ統括部 安全・核セキュリティ推進室員

原子力科学研究所 福島技術開発試験部
臨界技術第1課員

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課
マネージャー

安全・核セキュリティ統括部 次長

安全・核セキュリティ統括部 技術主席

安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長

原子炉廃止措置研究開発センター 所長

委員長

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会

チームリーダー

大洗原因分析チー
ム員

技術専門家

チームリーダー

大洗燃料研究棟の汚染事故に関する根本原因分析チーム

大洗燃料研究棟の汚染事故に関する根本原因分析チーム

安全・核セキュリティ統括部長

理事長

表 4.2.1

鼻腔内汚染検査結果

作業員

α放射能（Bq）

A

不検出

B

不検出

C

13

D

3

E

24

※鼻腔内汚染検査に用いた測定器及び測定結果を添付 4.2.3 に示す。

表 4.2.2

核燃料サイクル工学研究所における肺モニタ測定結果（平成 29 年 6 月 6 日）
作業員

放射能（Bq）
Pu-239Am-241A< 2.2×103< 7.1×100

B< 5.6×103

8.5×100

C< 6.0×103

1.2×101D< 1.4×104

1.3×102E

2.2×104

2.2×102

注 1：「＜」は、核種が検出されておらず、この値未満であることを示す。
なお、この値は被測定者体内の天然核種の量などによって異なる。
注 2：表の値は平成 29 年 6 月 6 日時点のものである。
注 3：肺モニタ仕様、測定方法等を添付 6.3.2 に示す。
注 4：量研

放医研は平成 29 年 6 月 12 日付けで肺モニタの測定結果について次のように公表している。
「肺モニターの計測は、受け入れ以降、3～4 回実施。全員、いずれの回の計測からも、プルトニ
ウムについては明確なエネルギーピークを確認できなかった。ア
メリシウムについては、計測データからエネルギーピークを確認した方がいるが、そのレベルは減少している。
」

107

表 4.2.3 事故発生場所に係る時系列
日付

時間

内容
燃料研究棟の 108 号室（管理区域内）において、核燃料物質を収納した貯蔵容器の点検作業中（フード（H-1）内作業）、貯蔵容器内の樹脂製の袋の破裂

11:15 頃を確認し、作業員 5 名に身体汚染の可能性を確認した。作業員 5 名は半面マ
スクを着用していた。当該作業に当たっての手袋の装備としては、内側から、
布手袋、ゴム手袋①、ゴム手袋②と 3 重に重ねて着装していた。

11:20 頃
11:23 頃
11:25 頃絡
放射線管理第 2 課員 2 名が燃料研究棟に到着。放射線管理第 2 課員が Pu ダ
ストモニタ No.2（108 号室）の指示値が正常値であることを確認
放射線管理第 2 課員が放射線モニタ異常なしを確認

11:35 頃

放射線管理第 2 課員（上記 2 名のうち 1 名）が管理区域へ入域

11:37 頃

放射線管理第 2 課員が実験室廊下の汚染なしを確認。負傷者なし。

11:48 頃

6月6日

作業員 A から施設管理統括者である福島燃料材料試験部長へ汚染発生を連

11:30 頃

11:37 頃

平成 29 年

108 号室作業員から 101 号室で行っていた溶融塩電解炉の運転中断を指示

作業員 5 名自らがα線用表面汚染検査計を用いて測定した結果、全員の汚染を確認（汚染の有無のみの確認で、数値については記録なし。
）
施設管理統括者から連絡責任者（危機管理課長）に連絡するとともに現場指揮所を設置

11:54 頃

施設管理統括者が 108 号室廊下にグリーンハウス設置を指示

12:00

Pu ダストモニタ No.2(108 号室)及び排気ダストモニタ指示値異常なし。

12:00

大洗現地対策本部設置

12:20

モニタリングポスト（P－2）指示値異常なし。環境への影響なし。

12:22

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）及び排気ダストモニタ指示値異常なし。

12:23

放射線管理第 2 課にグリーンハウス設置場所の汚染確認のための入域を依
頼

12:27

FAX（第 1 報）発信→12:52 FAX 着信確認完了

12:43

グリーンハウス資材の準備完了

12:45

グリーンハウス資材搬入準備開始

12:52

放射線管理第 2 課員 1 名、燃料試験課員 1 名、管理区域に立入り。作業員、
健康状態異常なしを確認

13:05

108 号室の壁 非常口等のすき間（外側境界）の汚染なし、目張りを実施

13:10

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）及び排気ダストモニタ指示値異常なし。

13:15
13:22
13:45

グリーンハウス組立要員 5 名（燃料試験課員 2 名、他施設から 3 名）入域、
108 号室入口グリーンハウス設置開始
FAX（第 2 報）発信→13:40 FAX 着信確認完了
グリーンハウス組立追加要員（燃料試験課員 1 名、他施設から 1 名）入域
（組立要員計 7 名）

108

日付

時間
13:55

内容
Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の指示値上昇を確認（約 5×10-8 Bq/cm3（1 週間平均濃度））。排気ダストモニタは通常指示範囲内を確認

14:00

グリーンハウス骨組み設置完了、ビニルシート貼付け等作業開始

14:20

モニタリングポスト（P－2）指示値異常なし。環境への影響なし。

14:29

108 号室入口グリーンハウス設置完了

14:30
14:30～

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の指示値（約 5×10-8 Bq/cm3（1 週間平均濃度））変動なし。
作業員の 108 号室からの退室開始（身体の汚染検査）（α線、特殊作業帽
作業員 A の汚染検査実施：最大 100 cpm（0.33 Bq/cm2）

14:44～子）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、身体汚染なし。鼻腔内汚染
検査結果：異常なし。

14:53

FAX（第 3 報）発信→15:15 FAX 着信確認完了（α線、特殊作業
作業員 B の汚染検査実施：最大 3,000 cpm（9.7 Bq/cm2）衣）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、汚染検査結果：身体汚染あ14:59～

り；耳 500 cpm（1.7 Bq/cm2）（α線）。鼻腔内汚染検査結果：異常なし。シ
ャワー室で除染実施[15:25-16:34]（シャワー開始後 1～2 分経過して流量

平成 29 年が減少したため、 ホースを敷設して燃料研究棟機械室から工業用水を引水

6月6日

し、水を用いた除染を再開）（α線、特殊作業
作業員 C の汚染検査を実施：最大 1,000 cpm（3.3 Bq/cm2）
15:25～

帽子）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：13
Bq（α線）。シャワー室で除染実施[16:34-17:29]（シャワー使用）

15:30

モニタリングポスト(P-2)指示値異常なし。環境への影響なし。
（α線、特殊作業
作業員 D の汚染検査を実施：最大 1,800 cpm（5.8 Bq/cm2）

15:47～

衣）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：3 Bq（α線）。シャワー室で除染実施 1)[18:22-18:52]（ホース使用）
作業員 E の汚染検査を実施：最大 100,000 cpm（322 Bq/cm2）以上（α線、16:07～

特殊作業衣）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：24 Bq（α線）。シャワー室で除染実施 1)[17:29-18:22]（ホース使用）

16:17

モニタリングポスト(P-2)指示値異常なし。環境への影響なし。

16:27

108 号室を立入制限区域に設定（17:05 通算第 4 報にて連絡）

16:51

グリーンハウス内作業員退出

17:05

FAX（第 1 報）【通算第 4 報】 発信→17:40 FAX 着信確認完了

18:15

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の指示値：変動なし。

18:52

作業員 5 名全員の除染が完了

18:55

作業員 5 名全員の退域が完了

19:05

作業員 5 名が核燃料サイクル工学研究所に向けて出発

19:08

プレス文を FAX 発信

19:40

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の集塵用フィルタの交換を実施

1) 作業員 E の汚染レベルが高かったことから、作業員 D と E の順番を入れ替えて実施した。

109

日付

時間

内容

19:41

作業員が核燃料サイクル工学研究所に到着

19:59

肺モニタにて作業員 E の測定を開始
Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の集塵用フィルタの交換後、通常指示値

平成 29 年
6月6日

20:04

囲内を確認
21:47

管理区域から防護資材等の片付け作業員が退出

22:05

作業員にキレート剤の投与を開始

23:33

6月7日

作業員 5 名の肺モニタによる測定が終了。測定の結果、Pu-239 と Am-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq を確認（6 月 6 日時点）

1:05

作業員全員のキレート剤投与を終了

1:42

作業員 5 名が大洗研究開発センターに到着

10:00

量研 放医研に向けて大洗研究開発センターを出発（作業員 5 名）

10:16

グリーンハウス増設のため、作業開始

10:42

モニタリングポスト(P-2)指示値異常なし。環境への影響なし。

11:55

平成 29 年

範囲内を確認（この時刻以降、変動なし。
）。排気ダストモニタ：通常指示範

量研 放医研に作業員 5 名到着
身体汚染検査、除染後肺モニタによる測定を開始

12:12

増設グリーンハウスの設置作業が終了

12:18

FAX（第 2 報）【通算第 5 報】発信→13:01 FAX 着信確認完了

13:27

原子力規制庁に法令報告と判断した旨を報告（判断時刻：13:00）

16:41

108 号室内の汚染検査（スミヤ試料採取）のため、作業員 2 名が入域

17:05

FAX（第 3 報）【通算第 6 報】発信→17:56 FAX 着信確認完了

17:05

作業員 1 名退域

17:09

作業員 1 名退域

18:36

スミヤ試料測定開始

18:55

スミヤ試料測定終了。108 号室の汚染検査の結果、最大 55 Bq/cm2（α線）の汚染を確認平成 29 年10:43

FAX（第 4 報）【通算第 7 報】発信→11:20 FAX 着信確認完了

6月8日

16:40

グリーンハウス内の整理・除染作業が終了

平成 29 年6 月 13 日

平成 29 年6 月 14 日

11:51

大洗研究開発センターに向けて量研 放医研を出発（作業員 5 名）、
13:52 到着、到着後に作業員 5 名への聞き取りを開始

14:37

OSL 線量計回収開始

14:58

OSL 線量計回収終了

14:01

現場に入域

14:37

SD カードを管理区域から搬出

14:46

SD カードを現地対策本部へ搬送

14:50

SD カードが現地対策本部に到着

15:25

SD カード内の画像チェック開始

15:29

画像確認終了

110

日付

時間

内容

14:09

現場に入域

平成 29 年

14:53

108 号室へ入室

7月4日

15:17

アクセスルートの確保に係る作業を終了し、108 号室から退室

16:43

現場から退域

13:48

現場に入域

14:42

108 号室へ入室

14:54

貯蔵容器の蓋固定及び転倒防止治具取付を完了

14:59

ビニルシート及び飛散粒子を収納した金属容器を 108 号室から搬出

15:08

108 号室から退室

16:29

101 号室グローブボックス(123-D)へ金属容器を搬入

16:52

現場から退域

9:29

現場に入域

14:43

化学雑巾を用いた廊下の汚染検査を開始

18:24

汚染検査で確認された廊下の汚染拭取り等の作業を終了し、現場から退域

15:35

現場に入域

17:56

汚染管理の強化に係る作業を終了

18:09

現場から退域

9:41

現場に入域

10:30

金属製運搬容器へのスミヤ等の収納作業を終了

11:00

金属製運搬容器を管理区域から搬出、運搬準備開始

平成 29 年
7月6日

平成 29 年
7月7日
平成 29 年7 月 12 日

平成 29 年7 月 13 日

11:16

金属製運搬容器の運搬開始、燃料研究棟を出発（行先：照射燃料集合体試験
施設）

11:58

現場から退域

平成 29 年

14:48

現場に入域

7 月 14 日

17:19

グリーンハウス更新準備作業を終了し、現場から退域

10:12

現場に入域

16:20

グリーンハウスの解体終了

17:02

現場から退域

9:49

現場に入域

17:57

グリーンハウスの更新(床養生残し)

18:08

現場から退域

9:16

現場に入域

11:35

グリーンハウスの更新終了

15:36

貯蔵容器を 108 号室から搬出

16:45

101 号室グローブボックス(123-D)へ貯蔵容器を搬入

19:04

現場から退域

平成 29 年7 月 18 日
平成 29 年7 月 19 日

平成 29 年7 月 20 日111

日付
平成 29 年7 月 25 日
平成 29 年7 月 27 日
平成 29 年
8月3日
平成 29 年8 月 23 日

内容
フード（H-1）内の汚染検査・除染作業を開始（7 月 28 日まで）
6 月 6 日に作業員が装着した半面マスク(9 個)を燃研棟から AGF に搬出
108 号室の床の汚染検査・除染作業を開始（8 月 22 日まで）
108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染作業を開始
101 号室のグローブボックス（123-D）の整理作業中に作業者の特殊作業衣等の汚染が発

平成 29 年
9月8日
平成 29 年
9 月 11 日
平成 29 年
9 月 19 日

生。当日の応急措置を実施
108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染作業を中断
101 号室の現場復旧のための措置を開始（9 月 13 日まで）
108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染作業を再開（10 月 5 日まで）

平成 29 年

108 号室全域及び実験室廊下（立入制限区域内）の最終汚染検査を開始（10 月 15 日ま

10 月 6 日

で）平成 29 年
10 月 14 日
平成 29 年
10 月 16 日

グリーンハウスの撤去作業を開始（10 月 15 日まで）
立入制限区域を解除
実験室廊下（立入制限区域外）の整理を開始（10 月 17 日まで）

112

113

現場復旧の実績

8/3

6) グリーンハウスの除染・解体・撤去

5) 108号室の全域養生撤去+汚染検査

8/23

10/14

10/6

10/5

10/15

10/15

立入制限区域解除▼10/16

9/8 9/19

8/22

継続的な改善4) 108号室内の天井部・壁面・GB他構造物の除染

3) 108号室内の粒子回収+床面除染

7/12
1‐2) グリーンハウスの撤去・更新
7/20
7/14
7/28
7/25
2) フード内の除染

1‐1) 汚染管理の強化(2)本格的な現場復旧のための措置

1) フードまでのアクセスルート確保
7/4
2) フード内の貯蔵容器の蓋固定
7/63) フード内の貯蔵容器を搬出し、108号室から101号室へ貯蔵容器移動
7/20
7/19

(1) 安全確保のための措置

表6.2.1

表 6.3.1 作業員の外部被ばくによる実効線量
実効線量

人数

記録レベル(0.1mSv)未満

５名

表 6.3.2 作業員の内部被ばくによる実効線量（預託実効線量）
作業員

実効線量

A

_____mSv

B_____mSv

C_____mSv

D_____mSv

E_____mSv
注

記録レベル：1 mSv

個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。

114

表 6.4.1

当該貯蔵容器内のプルトニウムの 5 種類の同位体組成

組成名称

A

B

C

D

E

受入年月

昭和 56 年 12 月

昭和 55 年 4 月

昭和 55 年 4 月

昭和 54 年 3 月

昭和 54 年 1 月

払出元

旧動燃東海*1

旧原研東海*2

旧原研東海*2

旧動燃東海*1

旧原研東海*2

昭和 49 年 4 月

昭和 49 年 12 月

同位体組成データ（重量％）Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
組成の年月

昭和 55 年 2 月

昭和 48 年 6 月

昭和 46 年 12 月

α崩壊の実効崩壊定数*3（s-1）

年月平成 29 年 6 月

3.06×10-12*1

旧

動力炉・核燃料開発事業団*2

旧

日本原子力研究所

1.23×10-12

2.19×10-12

2.97×10-12

1.20×10-12

東海事業所

東海研究所

*3

Am-241 の除去を行なっていないと仮定した値
核物質防護上の観点から

表 6.4.2

平成 8 年 5 月から平成 9 年 2 月までに実施した貯蔵容器内の点検結果

項目
貯蔵容器点検総数

異常の箇所は非開示としています。

個数
64

異常なし

41

異常あり

23

樹脂製の袋の膨張及びポリ容
器底部破損

備考

1

更新（交換）、当該貯蔵容器 No.1010
内容物「X 線回折済打抜試料」

ありの樹脂製の袋の膨張

1

樹脂製の袋や容器の変色

21

更新（交換）、貯蔵容器 No.1051
内容物：Pu(NO3)4・5H2O

内訳

更新（交換）

115

表 6.6.1

フード（H-1）内面の表面密度測定結果

各部位各部位の表面密度測定結果の最大値（Bq/cm2）

天井（150 cm×70 cm）

約 4.1×10-1

背面（150 cm×100 cm）

約 6.6×101

床面（150 cm×70 cm）

約 6.1×102

前面（150 cm×50 cm）

約 3.7×102

左側面（70 cm×100 cm）

約 3.4×101

右側面（70 cm×100 cm）

約 1.7×101

表 6.6.2

ダストフィルタのα線測定結果

対象

放射能量（Bq）

ダストフィルタ (1)

約 4.5×104

ダストフィルタ (2)約 1.2×104

ダストフィルタ (3)約 1.6×105

ダストフィルタ (4)約 1.4×105

表 6.6.3

核燃料物質及び Am-241 の飛散量の評価結果
核種

飛散量（Bq）

235

U

約 6.4×102

238

U

約 1.4×104

238

Pu

約 3.5×108239

Pu

約 7.3×108

240Pu

約 7.3×108241Pu

約 8.9×109242

Pu

約 4.2×105

241

Am

約 1.6×109

116

117

×

基本事象名

α崩壊によるHeガ
ス

混入有機物

ポリ容器

混入水分

①

②

③

④

×

×

可燃性ガスの燃
焼・爆発（ガス及び熱）

臨界発生（ガス及
び熱）

崩壊熱

⑥

⑦

⑧

⑨

*1
*2
*3

×

爆発性物質の爆発（ガス及び熱）⑤

崩壊熱量と熱バランス

臨界可能性

●

－

●

●

爆発性物質生成の有無（量、爆発可能性など）、
衝撃・影響等の有無の調査

水素等の燃焼範囲への到達可能性、爆発発生等の有無

●

●

●

－

－

●

－

●

－
－

－

－

●

●

－

化学反応による熱及び発生ガスの種類及び量の推定

混入水分の放射線分解によるガス発生量ポリ容器の放射線分解による発生ガス量、内容物形状（塊、分布等）及びポリ容器への接触状況を確認
混入水分の量（核物質の物
理形態を確認した上で評
価）

－

●

聞き取り調査等により混入
有機物の種類及び量を推定

混入有機物の放射線分解によるガス発生量－

5種Pu同位体組成の中で、最も厳しい条件でHe発生量を評価

確認・調査事項

作業員 帳票等への 類、作
聞き取 業記録
り調査 等確認
(*2)
(*2)

－

－

－

－

－

－

－

●

－

●

－

現地
調査
(*2)

●

－

●

●

●

●

●

●

●

－

●

概略評
価・文
献情報
(*2)

－

－

－

－

－

－

－

●

●

－

－

検証
試験
(*2)

核物質防護上の観点からの箇所は非開示としています。

崩壊熱はα崩壊による寄与が大きいことから、貯蔵容器内にあるPuの同位体組成を用いた計算を行った結果、崩壊熱は最大で0.5 Wである。これによる容器内温度上昇は2 ℃以下であり、内圧上昇（*3）
は0.01気圧以下である。このことから、崩壊熱による内部温度上昇への影響は小さいと考えられる。
また、作業員証言「ゴム手袋越しであるが、貯蔵容器側面を手で触ってみて、温度上昇はなかった。」からも、発熱は小さい。

作業員への確認の結果、樹脂製の袋破裂時の爆発による異臭や火炎等なし。
量研 高崎研におけるエポキシ樹脂へのHe照射試験においては、発生ガスの大半は水素であった。静
電気等により着火源が発生して爆発したとしても、二重目の樹脂製の袋は健全であったことを考えると、想定しがたい。
最小臨界量は220 g（湿式条件で二重装荷を考慮して安全係数を見込んだ値）であり、実態はこれより大幅に小さい核分裂性物質重量（g）であったことから、臨界発生の可能性はない。

作業員への確認の結果、破裂時の爆発による異臭等なし。
平衡条件では爆発性物質である硝酸アンモニウムは生成せず、また爆発温度である260℃以上にも達していないため、爆発性物質の生成並びにその爆発によるガス及び熱発生の可能性は低い。

炭化物及び窒化物が加水分解を起こした場合、それぞれメタン及びアンモニアの生成が考えられる。
樹脂固化物の分析結果から、炭化物又は窒化物（あるいはその双方）がエポキシ樹脂に含まれていることが分かった。特に炭化物については水分との反応性が高く水分と接触した場合即座に加水分解を生じることから、この結果は貯蔵期間中に炭化物又は窒化物（あるいはその双方）の加水分解がほとんど起こらなかったことを示している。これらより、本事象の影響は小さいと考えられる。

上記吸着水分量を基に評価した放射線分解によるガス発生量は0.09 L（標準状態換算）である。吸着
水分の全量が分解するなど、過度に保守的な仮定をしていることから、実際にはその影響は無視できると考えられる。

粉末9.89 g全量を核燃料物質粉末と仮定し、文献調査結果を基に吸着水分量を0.5 wt%として計算を行った結果、吸着水分量は0.05 gである。

エポキシ樹脂のα線分解によるガス発生
Cm-244のα線照射による圧力上昇試験や量研 高崎研におけるエポキシ樹脂へのHeイオン照射試験の結果から、ガス発生率は積算照射量とともに低下することが分かった。これらを考慮して、G値を0.22と見積もった。その結果、21年間のガス発生量は、Pu粉末粒径を20 μmとした場合、48 L（標準状態換算）である。
ポリエチレンのα線分解によるガス発生
貯蔵容器内の粉末9.89 gを全てUとPuの混合化合物粉末と仮定し、それらがポリ容器底部に存在するとした場合の評価を行った結果、21年間のガス発生量は0.18 L（標準状態換算）であり、②「混入有機物」に比べて寄与は小さい。

主たる混入有機物はエポキシ樹脂である。エポキシ樹脂はX線回折用試料作製時に使用され、エポキシ
樹脂固化物はg、粉末状の物は9.89 gであった。

貯蔵容器内にあるPuの中で、α崩壊が最大となるPu同位体組成を用いて、21年間のHe発生量を計算した。その結果、発生量は12.6 mL（標準状態換算）であり、影響は小さい。

各種調査の実施内容、調査・評価結果等

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象の影響度評価（1/2）○：影響大、△：影響あり、×：小（無視できる）●：実施済み、－：実施しない
一重目の樹脂製の袋の容積3.9 Lに対して、内容物0.4 Lを減じた値として、3.5 Lを考慮し、これに対する内圧上昇を計算

××

容器内物質間の化学反応（ガス及び
熱）

×

△

○

影響度
(*1)

基本
事象
No.

表7.1.1

118

×

×

△

×

封入時の傷等

樹脂製の袋のα線による劣化

樹脂製の袋のγ線による劣化

樹脂製の袋のβ線
による劣化

⑫

⑬

⑭

⑮

×

×

×

当時の樹脂製の袋の品質

ポリ容器放射線劣
化

ポリ容器内突起物混入による損傷
貯蔵容器開封時の
傷等

⑱

⑲

⑳

*1
*2
*3

－
●

現物確認による開封時の傷
付与の有無

－

－

●

－

●

－

●

突起物等混入有無

ポリ容器現品の放射線による劣化度合い数十年前の樹脂製の袋の品
質調査（強度等）

樹脂製の袋の経年による劣化度合い

樹脂製の袋の熱解析結果と過去の基準値との比較

樹脂製の袋の熱による劣化
度合い

樹脂製の袋のβ線照射による劣化度合い樹脂製の袋のγ線照射による劣化度合い－樹脂製の袋のα線照射による劣化度合い
ポリ容器現物確認による劣化の有無（樹脂製の袋が直接α線源に接していたか）
を確認
－

－

－

●

現物確認による傷等の有無

現物の破損個所（溶着性）

夏期の室内温度確認・調査事項

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

作業員 帳票等への 類、作
聞き取 業記録
り調査 等確認
(*2)
(*2)

●

●

●

－

－

－

－

－

●

●

●

●

●

－

現地
調査
(*2)

－

－

－

●

●

●

●

●

●

－

－

－

－

－

概略評
価・文
献情報
(*2)

－

－

●

－

－

－

－

－

●

－

－

－

－

－

検証
試験
(*2)

樹脂製の袋製造メーカーへの聞き取り調査により、購入当時より原材料等の変更がないことを確認。
品質に変更がないことから影響度合いは小さいと考えられる。
ポリ容器のγ線照射試験による劣化度合い評価を実施した結果、360 kGy（26年間の貯蔵期間相当）まで照射してもやや変色する程度で、柔軟性もほとんど変化なく、劣化は認められなかった。また、ポリ容器を実際に触れてみた感触からは、α線によると思われるポリ容器脆化の傾向が認められたが、破損はなかった。このことから、本事象の影響は小さいと考えられる。
貯蔵容器内容物の観察結果、突起物等の混入は認められなかった。これより、本事象の影響は小さいと考えられる。
作業員への聞き取りの結果、傷付与に係る証言なし。また、貯蔵容器内容物の観察の結果、傷等は認められなかった。これらの結果から、本事象の影響は小さいと考えられる。

文献調査の結果、貯蔵期間中に樹脂製の袋の破断に至る強度や伸びの低下はほとんど生じないことが分かった。樹脂製の袋製造メーカーへの聞き取り調査の結果、経年劣化は主に紫外線の影響によるが、放射線の影響の方が大きいため、本項目は放射線による劣化（⑬及び⑭）に包含される。

温度上昇として考えられる事象（⑤～⑩）のいずれも貯蔵期間中に有意な劣化をもたらすほどの温度ではない。

文献による高温での樹脂製の袋の伸びデータからの外挿を正しいとすると、室温付近において樹脂製の袋の伸びが有意に低下する時間は、貯蔵期間に比べて長い。また、作業員への聞き取り調査や内部温度上昇に係る評価の結果、貯蔵容器の温度上昇は小さいことが分かったことから、本事象が樹脂製の袋の破損条件変化に影響する度合いは小さいと考えられる。

Pu-241のβ壊変に伴い放出されるβ線エネルギーは0.0208 MeVとα線のものに比べて大幅に小さいことから、⑬「樹脂製の袋のα線による劣化」における評価に包含される。

樹脂製の袋のγ線照射試験（量研 高崎研）により劣化度合いを評価。樹脂製の袋のγ線照射試験後、引張試験を実施した結果、照射に伴い引張強度及び破断伸びは線形的に低下し、240 kGy（21年間の貯蔵期間相当）では、未照射のものに比べてそれぞれ約25%及び約21%低下することが分かった。

樹脂製の袋にα線による劣化をもたらすためには、ポリ容器の破損により内部の核燃料物質が放出して樹脂製の袋に接触することが必要であるため、ポリ容器の観察を行った。その結果、ポリ容器の破損は認められなかった。また、樹脂製の袋の劣化も認められなかったことから、本事象の影響は小さいと考えられる。

作業記録の調査結果等によると、封入は夏に実施された。このため夏期の温度上昇はほとんどなく、内圧上昇へ及ぼす影響は小さいと考えられる。
貯蔵容器内容物の観察結果からは、溶着部の不良個所は観察されなかった。このため、本事象の影響は小さいと考えられる。
貯蔵容器内容物の観察結果からは、傷等は観察されなかった。このため、本事象の影響は小さいと考えられる。

各種調査の実施内容、調査・評価結果等

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象の影響度評価（2/2）○：影響大、△：影響あり、×：小（無視できる）●：実施、－：実施しない
一重目の樹脂製の袋の容積3.9 Lに対して、内容物0.4 Lを減じた値として、3.5 Lを考慮し、これに対する内圧上昇を計算

××

樹脂製の袋の経年
劣化

⑰

㉑

×

樹脂製の袋の熱劣化⑯

×

不適切な溶着

⑪

×

夏期の高温

基本事象名

影響度
(*1)

⑩

基本
事象
No.

表7.1.1

表 7.2.1 放射性物質の摂取に至った原因となる可能性のある要因事象
放射性物質の摂取の原因

樹脂製の袋の破裂時における放射性物質の摂取

108 号室での放射性物質の摂取

脱装及び除染時の放射性物質の摂取

要因事象
・樹脂製の袋の破裂に伴う放射性物質の飛散により作業環
境の空気中放射性物質濃度が急激に上昇し、その一部が半面マスクのろ過材を透過したことにより、放射性物質を吸入摂取した。
・破裂音が聞こえたときの反射的な顔の動き等により、半面マスクの面体と顔面との密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した。
・作業員同士のコミュニケーションや室外との電話や口頭での連絡等で大声を出した際、半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した。
・半面マスク装着による発汗、呼気中水蒸気の半面マスク面体内での結露等により半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した。
・破裂時の飛散物又は汚染した空気に触れたことにより頭部（頭髪及び半面マスク外側の顔面）に付着した放射性物質が汗で流れて半面マスクの面体内に侵入し、経口摂取した。
・半面マスクを汚染していないものに交換する際（短時間だが半面マスクを装着しない状態となる。）に、グリーンハウス内で放射性物質を吸入摂取した。
・流水による除染の際、頭髪や顔面を除染した際に放射性物質を含んだ水が口元などにまわり経口摂取した。
・鼻腔除染の際、放射性物質を含んだ水の一部が誤って口腔側にまわり経口摂取した。

119

120

問題事象
番号
事実

核燃料物
X線回折測
質を収納
定済試料
した貯蔵
からエポ
容器を点
キシ樹脂
検作業
を除去せ
中、樹脂
ず封入し
①
製の袋が
ていた、
破裂し、
またその
108号室を
情報が引
汚染し作
き継がれ
業員が内
ていな
部被ばく
かった。
した。

頂上事象

分析結果

対策

燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物
理・化学性状情報、臨界管理情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順化し確実なものとする【原因①の対策と同じ。】。
平成2年頃、プルトニウム技術開発室長 また、燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃
は、プルトニウム技術開発室及び実験 料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核しているプルトニウム燃料研究室の関 燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安係者と協議を行わずに、試料中の核燃 全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②
料物質は安定していると判断し、初代 の対策と同じ。】。
③
プルトニウム技術開発室長から引き継 (a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料は、放いだ有機物と混在した核燃料物質の酸 射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により化加熱処理の中止を決定した。これ以 分解・除去する。
降、X線回折測定済試料の酸化加熱処理 (b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金は行われてこなかった。
属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。

燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物
質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする。
(a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料は、放初代プルトニウム技術開発室長は、X線 射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により回折測定済試料を酸化加熱処理してか 分解・除去する。
ら回収した核燃料物質を貯蔵容器に保 (b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末状の試管するまでの作業方法をルール化し引 料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金② 継ぎする必要があったが、炭窒化物燃 属容器に収納する。
料等は安定化処理のための酸化加熱処 (c) 容器材質については、内容物との物理・化学的理を徹底してきたことから、X線回折測 反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
定済試料も同様に酸化加熱処理するも (d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性のと考えルール化していなかった。
な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
以上の内容については、原因①の対策として燃料研究棟本体施設作業要領に追加する核燃料物質の管理に関する文書に記載する。

燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟
使用手引（図4.1.3参照）を改正し、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理情報、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にするとともに、今後行う核燃料物質の貯蔵作業の都度、記録の作成・更新を行うことを記載することにより、記録の管理について手順化し確実なものとする。

直接的な原因分析結果

対策

燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟本体施設作業要領に核燃
料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準
4.中間管理要因（核燃料物質の性状や状態、その他含ま
4-1-3 マニュアル
れている物質の性状等を含む。）及び管の整備
理台帳を整備するとともに、当該管理情
4-8 技術管理報を組織内で利活用できる仕組みを構築する。
また、福島燃料材料試験部における燃料
研究棟以外の施設に対しては、保安規定の下部要領である燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、保有する
核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。

組織的な要因JOFL分類

4.中間管理要因
4-10-4 作業の変
更管理

3.経営管理要因
3-2-2 組織構造

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、
有機物と混在した核燃料物質の酸化加熱処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要が⑤ あったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかったなど、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった。

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化加熱処理を含むPu取扱技術の向上に参画し、一体となって核燃料物⑥
質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄であるなど、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた。

福島燃料材料試験部は、燃料・材料工学
ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置することが決定している燃料研究棟の計画を安全かつ計画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け検討し、実施する。

燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物
質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟
本体施設・特定施設共通作業要領を改正
し、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、安全への影響等を含めた変更内容を関係する研究者を含む会
議体で審議し、妥当性を確認するなど、変更管理の仕組みを構築する。

燃料試験課は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業方法（酸化加熱処理を含む。）を明確にした作業マ
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）でニュアル等を文書管理の体系に位置付け
は、X線回折測定済試料を酸化加熱処理してからるとともに、原子炉施設及び核燃料物質
回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管） 4.中間管理要因② するための作業方法をルール化する必要があっ 4-1-3 マニュアル 使用施設等品質保証計画書「燃料材料試
験施設に係る要領書」を改正し、施設をたが、施設を安全に維持するための作業マニュ の整備
安全に維持するために必要な作業マニュ
アル等を制定、改正する文書管理の仕組みが機
アル等を適切に制定、改正する文書レ
能していなかった。
ビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを充実する。

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物
質及びその状態を記録として保管し管理するこ① とをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていないなど、核燃料物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されな
いまま運用されていた。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（1/6）

初代プルトニウム技術開発室長は、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引継ぎする必要があったが、計量管理の核燃料物質① 所内移動票（燃料研究棟内移動票を含む。）で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質
及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった。

番号

表8.5.1

121

問題事象
番号
事実

核燃料物
X線回折測
質を収納
定済試料
した貯蔵
からエポ
容器を点
キシ樹脂
検作業
を除去せ
中、樹脂
ず封入し
製の袋が ①
ていた、
破裂し、
またその
108号室を
情報が引
汚染し作
き継がれ
業員が内
ていな
部被ばく
かった。
した。

頂上事象

分析結果

直接的な原因対策

平成8年、プルトニウム技術開発室長
は、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで、酸化加熱処理⑤
を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、マニュアル等においてその記録を残し定期的な点検を指示す
る等の改善をしていなかった。そのため、これ以降、貯蔵状況の改善や定期的な点検は実施されてこなかった。

燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物
質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする【原因②の対策と同じ。】。
(a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する。
(b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
また、燃料試験課は、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵している核燃料物質の定期点検を行うことを記載するとともに、燃料研究棟本体施設作業要領に当該定期点検に関する文書を追加し、その中で、核燃料物質を貯蔵するに当たって、内容物の点検項目、点検方法
及び点検頻度を明確にする（通常状態と異常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。

分析結果【組織的な要因③に同じ。】【組織的な要因④に同じ。】④

燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物
質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う仕組みを定める。さらに、潜在的なリスクを保有
2.組織心理要因
するものに対して感受性を高めるため、
2-1-3 集団レベル
燃料研究棟の事故事例研究を含めた教育組織風土を実施する。
（安全に対する意
また、燃料研究棟本体施設作業要領に核欲、慎重さ）
燃料物質の管理に関する文書を追加し、4.中間管理要因
その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保4-1-3 マニュアル
管）、取扱いを行う上で必要な管理基準の整備（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する【組織的な要因①の対策と同じ。】。

安全管理部は、保安活動に関するルールを維持管理するため、保安活動を実施するための文書について狙いや背景を理解できるよう、文書レビューの視点、マニュアルへの反映の方法をレビュー要領
等として文書化する【組織的な要因②の対策と関連】。

③

プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化加熱処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施並びに当該記録の継承を検討す
る必要があったが、元の状態に戻すことに傾注⑦
し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、その後保管するに当たって定期的な点検を実施する改善を行っていないなど、職場内において核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取組に欠けていた。

対策

大洗研究開発センターは、センターの品質目標を改定し、今回の事故から得られた教訓（原因から得られた課題を含む。）に関する教育の実施を施策として
4.中間管理要因
明確に示し、実施状況をフォローすると4-7-4 教育・訓練
ともに品質目標の達成状況及びマネジメ
ントレビューを通して継続的に実施する。また、今回の事故の顛末及び教訓を教育資料としてまとめる。

組織的な要因JOFL分類大洗研究開発センターは、品質マネジメントシ
ステム（以下「QMS」という。）を遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する 4.中間管理要因④ 必要があったが、貯蔵に関する条件について一 4-2-3
ルールの般的な記述にとどまり、狙いや背景が理解でき 維持管理ない記載となっているなど、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった。

大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安
教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研③ 究開発センター（北地区）の関係者は核燃料物
質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していないなど、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（2/6）

平成3年10月、プルトニウム技術開発室
長は、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮しX線回折測定済試料を酸化加熱処理して貯蔵容器に貯蔵する必要が
燃料試験課は、現在の放射線安全取扱手引の「3.3.4
あったが、当時の放射線安全取扱手引
貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分
で「3.3.3 貯蔵の条件 (4)放射線分解注意する。」ことの趣旨を理解させるために今回発生④ によるガス圧の上昇に十分注意すした事故に関する原因（エポキシ樹脂とPuの放射線にる。」と定めていることに反し、十分よる影響でガスが発生すること。）と対策を教育す
な確認を行わずに、X線回折測定試料のる。
エポキシ樹脂はPuの放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、
酸化加熱処理をしないまま貯蔵していた。

番号

表8.5.1

122

核燃料物
質を収納
した貯蔵
容器を点
検作業
中、樹脂
製の袋が
破裂し、
108号室を
汚染し作
業員が内
部被ばく
した。

頂上事象

燃料研究
棟では、
貯蔵容器
をフード
で蓋を開
け内容物
を確認す
る際に、
③ 樹脂製の
袋が破裂
し、室内
が汚染す
る可能性
があるこ
とを想定
していな
かった。

燃料試験課長、マネージャー及び担当
者は、グローブボックス等から核燃料
物質を貯蔵施設に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、核燃料物質の入った内容器等を確認する場合は、フード以外のセル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線⑦ 防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった。
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟の使用許可書及び保安規定の見直しを行うとともに、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボックス等の気密設備内において行うことを定める。
さらに、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合について、以下の対策を講ずることを記載する。
・リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順で明確にする。
・リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した
場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止する
ホールドポイントを作業計画で明確化する。

対策

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、 福島燃料材料試験部は、燃料研究棟使用手引を改正し、核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り国際原子力機関（以下「IAEA」とい入れた注意事項を追記するとともに、核燃料物質の貯う。）や米国エネルギー省（以下「DOE」という。）で示されたPuの取扱 蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リスト化し、い、貯蔵（保管）に関する技術情報に 逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係⑥ ついて、Puを取り扱う部署として情報 規定に反映するまでの要領書をQA文書として作成するを入手し業務に反映する必要があった ことにより、DOE-STDレポートやIAEA Safety Report
が、当該情報を確認していなかった。 の核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内のこのため、燃料研究棟における核燃料 核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手
物質の貯蔵において、金属容器への保 し、レビューした上で関係規定類へ反映するための仕管や有機物を含めない等の改善が行わ 組みを構築する。
れてこなかった。

直接的な原因

核燃料物
質の保管
に関し
て、Puの
取扱い、
貯蔵(保
② 管）に関
する技術
情報の考
え方が活
かされて
いなかっ
た。

分析結果

番号

燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物
質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、潜在
2.組織心理要因
的なリスクを保有するものに対して感受2-1-3 集団レベル 性を高めるとともに、改善に向けた活動
組織風土（安全に （常に問いかける姿勢）を行う仕組みを対する意欲、慎重 定める。さらに、潜在的なリスクを保有さ）するものに対して感受性を高めるため、
燃料研究棟の事故事例研究を含めた教育を実施する【組織的な要因⑦の対策と同じ。】。
燃料試験課は、3H作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む。）を作成するため、原子炉施設及び核燃料物質使用
施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟本体施4.中間管理要因
設・特定施設共通作業要領を改正し、個4-2-3
ルールの 別業務に係る作業計画の作成手順を明確
維持管理
にする。
また、福島燃料材料試験部における燃料
研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正
し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
大洗研究開発センターは、「作業の安全管理要領（安全管理部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」、
4.中間管理要因「大洗研究開発センター（北地区）放射
4-2-1
ルールの 線安全取扱手引（所通達）」に3H作業
整備（状態が変化することへの考慮を含む。）に対するホールドポイントを含む作業計画の作成基準を明確にする改正を行う【組織的な要因⑪の対策に関連】。

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で作業計
画書を作成する必要があったが、内容物のリス⑩
クについて（当時のプルトニウム技術開発室
が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまうなど、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた。

福島燃料材料試験部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状
況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である
3H作業（状態が変化することへの考慮を含⑪ む。）として位置づけ、作業手順やホールドポ
イントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった。

大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である
3H作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に関する作業計画を作成する手順を明確⑫にする必要があったが、3H作業の定義、作業手
順、ホールドポイントの明確化等、3H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった。

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-12 是正処置・予防処置

安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。

対策

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信するなど、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を⑨
集約し発信する部署が明確になっていないな
ど、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった。

組織的な要因JOFL分類大洗研究開発センター（福島燃料材料試験部）
は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な⑧
海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していないなど、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった。

分析結果

福島燃料材料試験部は、安全・核セキュ
リティ統括部と連携し、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映する
4.中間管理要因
ため、国内外の施設の安全管理に関する
4-2-3 ルールの維関連情報を入手し保安活動に反映する仕持管理
組みを充実するとともに、適宜施設の管4-12 是正処置・理の改善に努める。
予防処置
大洗研究開発センターは、安全・核セ
キュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築する。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（3/6）

問題事象
番号
事実

表8.5.1

123

問題事象
番号
事実

貯蔵容器
の蓋のボ
ルトを緩
めた際に
蓋が浮き
核燃料物
上がり
質を収納
「シュ」
した貯蔵
という内
容器を点
圧が抜け
検作業
る音がな
中、樹脂
り汚染検
製の袋が ④
査を実施
破裂し、
したが、
108号室を
蓋の浮き
汚染し作
上がり等
業員が内
通常と異
部被ばく
なる状態
した。
を異常と
認識でき
ず作業を
継続し
た。

燃料研究
棟では、
貯蔵容器
核燃料物
をフード
質を収納
で蓋を開
した貯蔵
け内容物
容器を点
を確認す
検作業
る際に、
中、樹脂
製の袋が ③ 樹脂製の
袋が破裂
破裂し、
し、室内
108号室を
が汚染す
汚染し作
る可能性
業員が内
があるこ
部被ばく
とを想定
した。
していな
かった。

頂上事象

分析結果

対策

作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がした際に、作業を 福島燃料材料試験部は、取り扱う核燃料物質が不明瞭
一旦停止して、ガスが発生している可 で安全が確認できない場合について、リスクを回避す⑨ 能性を想定し対応策を検討する必要が るため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候あったが、ホールドポイントを定めて を確認した場合に作業を停止するホールドポイントをいなかったため、異常と認識できず残 作業計画で明確化する【原因⑦の対策と同じ。】。
りのボルトを外して蓋を開けても問題ないと考えてしまった。

福島燃料材料試験部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリティ統括部から平成29
年1月26日に「サイクル研プルトニウム 福島燃料材料試験部は、DOE-STDレポートやIAEA
燃料技術開発センターの原子力規制庁 Safety Reportの核燃料物質の貯蔵に関する最新の安⑧ 面談情報」（樹脂製の袋の膨れによる 全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知ものの取扱いに関する情報を含む。） 見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類へ反映が配信されたが、面談結果の周知でする【原因⑥の対策と同じ。】。
あったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった。

福島燃料材料試験部は、燃料研究棟の使用許可書及び保安規定の見直しを行うとともに、燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボックス等の気密設備内において行うことを定める。
さらに、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領を改正し、取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合について、以下の対策を講ずることを記載する。
・リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を手順で明確にする。
・リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した
場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止する
ホールドポイントを作業計画で明確化する。

直接的な原因分析結果

組織的な要因JOFL分類
対策

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑩
⑪

大洗研究開発センター所長及び福島燃料
4.中間管理要因
材料試験部長は、管理者が施設管理を適4-7-1 役割・責任切にできる体制を考慮するなど、ライン
4-7-2 選抜・配置としてチェックや適切な判断ができるよ
うな作業の管理体制を構築する。

【組織的な要因①に同じ。】【組織的な要因②に同じ。】【組織的な要因③に同じ。】【組織的な要因④に同じ。】【組織的な要因⑤に同じ。】【組織的な要因⑥に同じ。】【組織的な要因⑦に同じ。】【組織的な要因⑩に同じ。】【組織的な要因⑪に同じ。】

管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であったにもかからず自ら作業を⑯ 行ったことで、適切な作業判断ができなくなってしまったなど、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった。

4.中間管理要因
4-2-3
ルールの
維持管理
4-5-1 部署レベルのコミュニケーション

安全・核セキュリティ統括部は、海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
大洗研究開発センター施設安全課は、安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを構築する。

【組織的な要因⑦に同じ。】⑦

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統
括部及び大洗研究開発センター施設安全課）
は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し、情報提供を受けた者が気付くようコメントを記載する等の留意や⑮
各拠点又は各部署である受信側が理解したことを確認する必要があったが、原子力規制庁面談
情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった。

【組織的な要因⑥に同じ。】⑥

福島燃料材料試験部は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改
4.中間管理要因正を行い、予防処置の観点から他の施設
4-5-1 部署レベルから得られた知見を保安活動に反映するのコミュニケー
ため、国内外の施設の安全管理に関するション
関連情報を入手する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努める【組織的な要因⑧の対策と同じ。】。

【組織的な要因⑤に同じ。】⑤

福島燃料材料試験部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせるなどして施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談に⑭おける注意事項であったことから内容を確認していないなど、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた。

【組織的な要因④に同じ。】④【組織的な要因②に同じ。】【組織的な要因③に同じ。】③【組織的な要因①に同じ。】②

燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物
質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、保安活動に関する課員からの情報を意識して確認するなど、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・
ツー・フェイスを基本とした情報共有の励行を記載する。

①

燃料試験課の管理者は、情報共有された平成8年の点検記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報とし 4.中間管理要因て認識する必要があったが、共有された過去の 4-5-1 部署レベル⑬
点検情報を互いに確認していないなど、安全に のコミュニケー
関する重要な情報についてフェイス・ツー・ション
フェイスでコミュニケーションする取組が不足
していた。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（4/6）

燃料試験課長、マネージャー及び担当
者は、グローブボックス等から核燃料
物質を貯蔵施設に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、核燃料物質の入った内容器等を確認する場合は、フード以外のセル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線⑦ 防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していな
かった。

番号

表8.5.1

124

問題事象
番号
事実

作業員
は、貯蔵
容器内の
確認作業
において
核燃料物
作業計画
質を収納
に従い半
した貯蔵
面マスク
容器を点
を装着し
検作業
ていた
中、樹脂
が、樹脂
製の袋が ⑤
製の袋が
破裂し、
破裂する
108号室を
ことを想
汚染し作
定してい
業員が内
なかった
部被ばく
ことから
した。
飛散した
核燃料物
質を吸入
摂取し
た。

頂上事象

分析結果

直接的な原因対策

福島燃料材料試験部長は、緊急時にグ
リーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーンハウスをなるべ
く短時間で設置する必要があったが、⑫
燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような室内全域に及ぶ汚染事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った。

大洗研究開発センターは、以下の対策を講ずるため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策及び資機材の維持管理方法について記載する。
・管理区域内のある程度の汚染拡大は許容し、身体汚染の飛散を抑制する措置（養生シートで身体を覆う等）を講じた上で作業員を発災場所から退出させることを含め、判断や対応に迷いや遅れが生じないよう、退出基準（例えば、室内の広範囲に汚染が拡大していること、顔面近傍に身体汚染があること等）や汚染拡
大の影響を最小限にとどめる方策（例えば、身体を覆う養生シート、簡易テント等の事前準備）を定める。
この方策には、作業の特殊性や取扱対象物の危険性か
ら事故時の影響が大きいと予想される場合又は発災現場から退出すると汚染が管理区域外に拡大するおそれがある場合には、あらかじめ事故時退出用のグリーンハウスを作業場所の外側に設置しておくことも勘案する。
・事故を想定し必要となる設備、資機材や要員等を再度確認し、それら資機材等が常に利用できるよう維持管理することや、実効的な訓練により、速やかな対応が取れる仕組みを構築する。

【組織的な要因⑱に同じ】【組織的な要因⑱に同じ】⑱⑱【組織的な要因⑰に同じ】⑰

大洗研究開発センターは、室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施について原子力防災訓練
中期計画に定めるとともに、各部署の事
故対策要領等に必要な資機材の整備を含
4.中間管理要因
め緊急時対応の手順を定める。
4-2-3 ルールの維
また、顔面付近に付着した放射性物質の持管理
除染の方法等及び身体汚染が発生した場
4-7-4 教育・訓練
合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全取扱
手引及び放射線管理マニュアル（北地区）を改正する。

対策

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試
験部長及び安全管理部長）は、燃料研究棟でPuによる室内全域汚染や全身の汚染を伴う事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊⑱急時対応の手順を明確にする必要があったが、身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった。

組織的な要因JOFL分類大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試験部長、安全管理部長及び管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発4.中間管理要因
生した場合等の緊急時の対応について、
4-7-1 役割・責任 役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築する【組織的な要因⑯の対策
に関連】。

分析結果

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試
験部長、安全管理部長及び管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよ⑰ う、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気付かなかったなど、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しな
かった。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（5/6）

福島燃料材料試験部は、燃料研究棟本体施設・特定施
設共通作業要領を改正し、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業 生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよ
服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚 う記載する。
に付着した核燃料物質が汗等で半面マ
安全管理部は、以下の被ばく防止のための応急的なスク内に入り込むことを抑制するため 措置に関する対策を講ずるとともに、事故時の対応の応急的な処置を行うことが被ばく防 （関与）を明確にするため、大洗研究開発センター
止につながるが、大洗研究開発セン（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、呼吸保護具⑩ ターには応急的な処置の明確な手順がの点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、なかったことから、室内への汚染拡大 顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記をさせないため、退室するまで発災時 載する。の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き ・呼吸保護具の適切な使用のために、「しめひも」の取りや固定（封じ込め）及びしめひも 伸縮性など防護性能に影響を及ぼす項目に対する点検の締め付けの調整の処置を行わなかっ の徹底・強化及び適切な装着を確実にするための教育た。
訓練の充実を図る。
・Puなどα線放出核種によって頭部や顔面が汚染された状況において、身体除染の応急処置として、顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取りや固定の実施、汗等による半面マスクの密着性の低下に備えて半面マス
クの「しめひも」をきつく締め直すなどの応急的な密着性の強化の方法を手順として明確にする。また、頭部及び顔面に汚染のある状態での退出後の脱装方法、放射線管理第2課員は、汚染検査のほ半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取か、半面マスクを交換し、特殊作業衣 りや固定方法を検討し、内部被ばくの可能性を低減すを脱装するに当たって、汚染した作業 る手順を具体化する。その際、身体除染の応急処置に員の退出を補助する際、顔面等の汚染 必要な資材の準備と作業手順を明確にする。
部位の拭き取りや固定（封じ込め）を ・半面マスクの密着性に係る事項について、使用前点⑪ 助言することが被ばく防止につながる 検、フィッティングテストなどの半面マスクの適切なが、大洗研究開発センターには応急的 装着を確実にする処置の充実を図る。
な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった。

番号

表8.5.1

125

燃料研究棟
の管理区域
から退出す
る際、作業
⑦ 員の身体汚
染検査で汚
染箇所が
残ってい
た。

作業員5名
は、被ばく
評価を行う
ため、燃料
研究棟から
退出する
際、身体除
染し汚染の
ないことを
確認した上
で施設を退
出したが、
医療処置を
行う量研
放医研で作
業4名に体
表面汚染が
確認され、
再除染し
た。

問題事象
事実

身体汚染事
故が発生し
た燃料研究
棟におい
て、緊急用
⑥
の除洗用
シャワー設
備が使用で
きなかっ
た。

番号

機械室（非
管理区域）
からホース
により工業
用水を除染
用シャワー
室まで引
き、作業員
の身体除染
を行った。

頂上事象

⑭

⑬

番号

直接的な原因
分析結果

放射線管理第2課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα線のダイレ
クトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。

安全管理部は、身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、放射線管理マニュアル（北地区）を改正し、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を定める。

燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、
燃料研究棟本体施設・特定施
設共通作業要領に除染用設備の点検内容等を追加する改正
を行う。

対策

分析結果

安全管理部（放射線管理第2課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継⑳続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった。

対策

安全管理部（放射線管理第2課）は顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び身体汚染が発生した
4.中間管理要因 場合の除染後のサーベイメータによ4-2-3 ルールの る汚染測定方法等を明確にし、放射維持管理
線安全取扱手引及び放射線管理マ
ニュアル（北地区）を改正する。
なおこの対策は、組織的な要因⑱の対策の提言と同じである。

燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に文書を追加し、緊急時対応設備が故障した
場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明4.中間管理要因
確にし、設備管理を徹底する。ま
4-2-3 ルールのた、福島燃料材料試験部における燃維持管理
料研究棟以外の施設に対しては、燃
4-8-1 設備・機料材料試験施設（南地区）安全作業器要領を改正し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルー
ルを明確にし、設備管理を徹底する。

組織的な要因JOFL分類

燃料試験課は緊急時対応設備が故障した
場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要が⑲ あったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討しているなど、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。

分類

燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（直接的な原因及び組織的な要因）（6/6）

燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため問題ないと考え、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。

表8.5.1

126(1)業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
【JNESの組織要因表（以下「JOFL」という。）分類組織要因(1)から組織要因(3)が該当】

組織的な要因組織的な要因の整理(3)安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が足りなかった（作業計画・作業
時）。
【JOFL分類組織要因(6)から組
織要因(8)が該当】
①
②
④
⑦
⑧
⑨
⑪
⑫
⑭
⑮
⑱
⑲
⑳

③
⑩
⑬
⑯
⑰

①
②
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑪
⑫
⑭
⑮
⑱
⑲
⑳

分類

長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク及び緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行っておらず、役割を果たしていなかった。

(c)上級管理者の役割を果たしていなかった。

現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が足りず、定常作業としてPu汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったことなど、誤った判断を避ける取組ができていなかった。

(b)潜在的リスクに対して慎重さが足りなかった。

核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開
等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組ができていなかった。

(a)保安活動を改善する取組ができていなかった。

分析結果

対策

上級管理者（所長及び部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。具体的には、燃料研究棟の汚染事故等を受けた緊急安全点検において実施している所長による作業計画書等の確認を今後各部長が継続して定常的に実施することを品質目標に明記する。

・管理者（部長及び課長）は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。具体的には、個別業務の計
画の確認に対するレビューの視点等をQMS文書（レビュー要領等）で明確にする。
・管理者（部長及び課長）は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解した上で事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。具体的には、品質目標に今回の事故の教訓に関する教育の実施を設定し、受講者の理解を含む実施状況を評価する。この活動
は、事務職を含めて実施する。

・管理者（部長及び課長）は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の貯蔵・取扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え
緊急時対応に係る作業手順等によって明確になっているかなど、レビューを確実に行う。具体的には、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の貯蔵・取扱いについて最新知見の反映状況、緊急事対応に係る作業手順等の明確化を個別業務の計画のレビューの視点としてQMS文書（レビュー要領等）で明確にする。
・部長は、複数の組織で共通する不適合や気付き事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組みを構築する（部レベルの是正措置プログラム（CAP）の実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。具体的には、部内会議等の内部コミュニ
ケーションにおいて不適合や気付き事項に関する情報（事象、対応等）について確認することをQMS文書（コミュニケーション要領等）で明確にする。

根本的な原因燃料研究棟の汚染事故に関する原因と対策の整理表（根本的な原因）（1/1）

核燃料物質を収納した(2)原子力安全に係る知見を業
貯蔵容器を点検作業
務に反映する取組が不十分で中、樹脂製の袋が破裂あった（封入・保管管理）。
し、108号室を汚染し【JOFL分類組織要因(4)及び組作業員が内部被ばくし織要因(5)が該当】
た。

頂上事象

表8.5.2

127

福島燃料
材料試験
部

⑦⑨

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」改正
及び教育・作業計画を作成する際に核燃料物質等の放射性物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛り込むことを手順として定める。【⑦】・手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポ
イントを明確にして作業計画に盛り込むことを手順として定める。【⑦⑨】4

核燃料物質使用変更許可申請書、大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定

核燃料物質使用変更許可申請、核燃料物質使用施設等保安規定変更認可申請及び改正教育・使用許可書及び保安規定での核燃料物質のフードにおける取扱いを削除する。

福島燃料
材料試験
部

⑦

燃料研究棟使用手引

要領に基づき作業計画が作成されていること。

核燃料物質使用変更許可申請
書が許可され、核燃料物質使用施設等保安規定が認可されていること。

改正された手引に、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボックス等の気密設備内において行うことが記載されていること。

手引に基づき、課内要領が整備され運用されていること。

燃料研究棟使用手引

燃料研究棟使用手引改正及び教育①
・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを記載する。【①③】・貯蔵している核燃料物質の定期点検を行うことを記載する。【⑤】・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記することを記載する。【⑥⑧】

評価指標

要領に基づく記録が核燃料物
質の貯蔵作業時に作成されていること。

制定及び改正文書等【処置完了】
平成29年12月15日【処置完了】
平成29年12月26日

平成30年3月30日

平成30年1月31日

平成30年1月31日

是正処置完了予定日

平成29年11月

改正

教育

申請

平成29年12月

教育

改正

教育

制定

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（直接的な原因）（1/4）

燃料研究棟本体施設作業要領「核燃料物質の管理」（仮名）制定及び教育
・核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項を明確にするとともに、今後行う核燃料物
質の貯蔵作業の都度、記録の作成・更新を行う
ことを記載する。【①③】・以下の事項を明確に記載する。【②③⑤】(a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料
は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等
燃料研究棟本体施設作業要領「核燃料物質の管を加熱により分解・除去する。
理」（仮名）(b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。

実施項目

表8.5.3

燃料研究棟使用手引改正及び教育②
・貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボック
ス等の気密設備内において行うことを定める。
【⑦⑨】

3

福島燃料
材料試験
部

担当部署

福島燃料
①③⑤⑥⑦⑧⑨ 材料試験部①②③⑤

直接原因項目2

1

No.

核燃料物質の管理方法等の基準化について
平成30年2月

有効性評価

教育

改正

平成30年3月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年6月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

128

⑦

④

⑤

⑥⑧

6

7

8

直接原因項目5

No.

大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引及び事故の原因と対策に関する教育資料

燃料研究棟本体施設作業要領「貯蔵中の核燃料
物質の定期点検」（仮名）「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領

大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引及び今回の事故の原因と対策に関する教
育燃料研究棟本体施設作業要領「貯蔵中の核燃料
物質の定期点検」（仮名）制定及び教育
・核燃料物質を貯蔵するに当たって、内容物の点検項目、点検方法及び点検頻度を明確にする（通常状態と異常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。

「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領の制定及び教育
・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リスト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映する仕組みを構築する。

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

制定及び改正文書等

福島燃料
材料試験
部

実施項目

入手した情報について要領に基づく記録が作成されていること。

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

受講者が教育内容を理解していること。

要領に基づき作業計画において適切な装備が選定されてい
ること。

評価指標

平成29年12月28日

平成30年1月31日【処置完了】
平成29年11月15日【処置完了】
平成29年12月15日

是正処置完了予定日

有効性評価

平成29年11月

改正

教育

制定

教育

平成29年12月

教育制定

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（直接的な原因）（2/4）

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.6燃料研究棟における放射線安全チェック
リストの運用」改正及び教育・ 取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認で 燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領
きない場合は、事前に作成する放射線安全「No.6燃料研究棟における放射線安全チェック
チェックリストの項目「呼吸保護具の使用につ リストの運用」
いて」及び項目「身体防護具の使用について」
において、汚染事故の発生も想定し、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。

担当部署

表8.5.3
平成30年2月

平成30年3月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度129

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.6燃料研究棟における放射線安全チェック
リストの運用」「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全
取扱手引」

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.6燃料研究棟における放射線安全チェック
リストの運用」改正及び教育・性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。

「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」改正及び教育・呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。

福島燃料
材料試験
部

安全管理
部

⑩⑪

⑩⑪

2

3

制定及び改正文書等「放射線管理マニュアル（北地区）」

実施項目

1

担当部署

【処置完了】
平成29年12月15日

平成30年1月31日

呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用
前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について明確にしたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

平成30年1月31日

是正処置完了予定日

要領に基づき作業計画において適切な装備が選定されていること。

身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順を明確にしたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

評価指標
改正案検討

平成29年11月

改正

改正

教育

改正

平成29年12月

教育

教育

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（直接的な原因）（3/4）

顕在化した事項 安全管理
(2)
部

直接原因項目

表8.5.3「放射線管理マニュアル（北地区）」改正及び
教育
・身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を記載する。

No.

身体汚染が発生した場合の措置について
平成30年2月

平成30年3月

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度の教育訓練計画に基づき、教育訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度130「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」
平成30年1月31日⑫「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」改正及び教育・身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策及び資機材の維持管理方法について記載する。

2

是正処置完了予定日

安全管理
部

評価指標

身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策及び資機材の維持管理方法について明確にしたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

制定及び改正文書等

1

実施項目【処置完了】
平成29年11月8日

担当部署
教育

平成29年11月

改正

平成29年12月

教育

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（直接的な原因）（4/4）

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.31管理区域内共通設備・資材の点検要領」
要領に基づく点検が実施さ制定及び教育燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領
れ、記録が作成されているこ・除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に 「No.31管理区域内共通設備・資材の点検要領」と。
関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう記載する。

直接原因項目

表8.5.3福島燃料
顕在化した事項
材料試験
(1)
部

No.

緊急時対応設備及び資機材の整備について
平成30年2月

平成30年3月

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

131

①

②

④

4

5

(a)

要因項目

3

2

1

No.

実施項目

文書レビューが実施され、レビュー記録が作成されていること。

「燃料材料試験施設に係る要領書」レビュー要
領文書レビュー要領（又は、「技術マニュアル等作成指針」）「燃料材料試験施設に係る要領書」レビュー要
福島燃料材 領の改正及び教育
料試験部
・作業マニュアル等を適切に制定、改正するための文書レビューの視点、方法等を記載する。

文書レビュー要領（又は、「技術マニュアル等作成指針」）の制定及び教育
安全管理部 ・保安活動を実施する文書について利用者が、狙いや背景を理解できるよう文書レビューの視点を定める。

保安活動を実施する文書について利用者が、狙いや背景を理解できるよう文書レビューの視点を定めた文書に基づき、文書レビューが実施されていること。

要領に基づく記録が作成されていること。

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育
福島燃料材
・核燃料物質の貯蔵及び使用に関する情報とし 燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領
料試験部て必要な事項を明確にし、それらの事項を記録し、管理することについて記載する。

要領に基づく記録が作成されていること。

手引に基づき、課内要領が整備され運用されていること。

燃料研究棟本体施設作業要領「核燃料物質の管理」（仮名）

燃料研究棟本体施設作業要領「核燃料物質の管理」（仮名）の制定及び教育
福島燃料材
・「貯蔵」に加え、取扱い（使用）に必要な情料試験部報を整備し、記録として管理するよう記載する。

部内会議等の内部コミュニケーションにおいて不適合や気づき事項に関する情報（事象、対応等）に基づき再発防止や未然防止について検討されていること。

核燃料物質の取扱いに関する文書、緊急時対応に関する文書について、最新知見の反映、緊急時対応の手順が明確化の視点でレビューされていること。

評価指標

燃料研究棟使用手引の改正及び教育
福島燃料材 ・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録及び取燃料研究棟使用手引
料試験部
扱い(使用）の記録の管理について課内要領に従い管理することを記載する。

コミュニケーション要領等

レビュー要領等

制定及び改正文書等

平成30年4月27日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成30年4月27日

平成30年4月27日

是正処置完了予定日

教育改正

平成29年12月

平成30年2月

レビューの視点の検討

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（1/7）

コミュニケーション要領等の制改正及び教育
安全管理部 ・部内会議等の内部コミュニケーションにおい（各部）て不適合や気づき事項に関する情報（事象、対応等）について確認することを明記する。

レビュー要領等の制改正及び教育・レビューの対象として、核燃料物質の取扱いに関する文書、緊急時対応に関する文書をレビューの対象とすることを明記する。レビュー
安全管理部 の視点として、最新知見の反映、緊急時対応の（各部）手順が明確であることを明記して制改正し、教育する。
なお、レビューにおいて「核燃料物質の取扱いに関する管理基準」、「広範に身体を汚染した
場合のガイドライン」を活用することを示す。

担当部署

保安活動を改善する取組について

表8.5.4

教育

制定

改正

教育

改正

教育

制定

制改正

制改正

平成30年3月

有効性評価
教育（平成30年4月） (平成30年10月)

有効性評価(平成30年4月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

教育（平成30年4月）

有効性評価(平成30年10月)

教育（平成30年4月）

平成30年度

132

⑦

⑧

9

⑥

7

8

⑤

要因項目

6

No.

実施項目

「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
福島燃料材 ケーション要領の制定及び教育
料試験部
・Pu貯蔵管理情報に加え、安全管理に関する関連情報を入手及び発信する仕組みを記載する。

大洗QAM-06 不適合事項等水平展開実施規則の改
正及び教育・安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管
安全管理部
大洗QAM-06 不適合事項等水平展開実施規則
理に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実するとともに適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築し、教育する。

【組織の要因No.3の内容と同じ。】

福島燃料材【組織の要因No.3の内容と同じ。】
料試験部「燃料材料試験施設に係る要領書」教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュアル「燃料材料試験施設に係る要領書」教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュアルの
福島燃料材
改正及び教育料試験部
・潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高める教育を行う仕組みを記載する。

教育報告書

体制表

燃料試験課の職務から燃料研究棟の管理を分離し、新しく燃料研究棟の管理を職務とする課を
福島燃料材 新設し、当該施設に関連する実験済核燃料の安料試験部
定化処理等を担う原子力基礎工学研究センター
からの兼務者を新設する課の本務職員とし、廃止措置に向けた活動を一体化する。

潜在的なリスクを保有するものに対して感受性福島燃料材を高めるため、燃料研究棟の事故事例研究を含料試験部
めた教育を実施する。

「燃料材料試験施設に係る要領書」福島燃料材料試験部安全技術検討会規約

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.1燃料研究棟における安全検討会規約」制定及び改正文書等

安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有され適宜施設の管理の改善に反映されていること。

入手した情報について要領に基づく記録が作成されていること。

【組織の要因No.3の内容と同じ。】

受講者が教育内容を理解していること。

次年度の年間教育計画に教育が計画されていること。

体制の一体化に向けた組織の見直しが行われていること。

部内において保安活動に係る重要事項の審議が実施されていること。

課内の検討会が開催され、安全への影響等について審議が実施されていること。

評価指標

平成30年4月27日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成30年2月28日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

教育

制定

教育

改正

教育

改正

平成29年12月

事例研究

平成30年2月

有効性評価

組織の見直し教育改正

平成30年3月

仕組みの構築有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年4月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

教育
有効性評価（平成30年4月） (平成30年10月)【組織の要因No.3の内容と同じ。】

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（2/7）

「燃料材料試験施設に係る要領書」福島燃料材料試験部安全技術検討会規約の改正及び教育
福島燃料材 ・参加メンバーを含めレビューし、保安活動に料試験部関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議し、妥当性を確認する仕組みを記載する。

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.1燃料研究棟における安全検討会規約」の改正及び教育福島燃料材
・参加メンバーを含めレビューし、保安活動に料試験部関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議し、妥当性を確認する仕組みを記載する。

担当部署

表8.5.4

133

⑪

⑫

⑭

⑮

12

13

14

⑨

要因項目

11

10

No.

実施項目

安全管理部

安全・核セ
キュリティ
統括部
【組織の要因No.10の内容と同じ。】

安全管理部【組織の要因No.10の内容と同じ。】【組織の要因No.9の内容と同じ。】「作業の安全管理要領（安全管理通達）」「非定常作業の安全管理要領（所通達）」「大洗研究開発センター(北地区)放射線安全取扱手引（所通達）」「作業の安全管理要領（安全管理部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」及び「大洗研究開発センター(北地区)放射線安全取扱手引（所通達）」の改正及び教育
安全管理部 ・3H作業の定義を具体的に明記
・作業手順の明確化（作業要領等の緊急点検で得られた課題の反映を含む。）
・一般安全チェックシートへホールドポイント
に関する項目を追加【組織の要因No.9の内容と同じ。】

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領
・A-9各種計画書の作成基準
・A-10安全作業マニュアル作成要領
・A-11安全作業手順作成・運用要領

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領のレ
ビュー、改正及び教育(A-9各種計画書の作成基準、A-10安全作業マ
福島燃料材 ニュアル作成要領及びA-11安全作業手順作成・
料試験部
運用要領)
・3H作業（状態が変化することへの考慮を含む。）に対する作業手順（ホールドポイントを含む。）を明記する。

福島燃料材
料試験部

「燃料材料試験施設に係る要領書」レビュー要領「燃料材料試験施設に係る要領書」レビュー要
福島燃料材 領の改正及び教育
料試験部
・個別業務に係るレビューの視点について具体化する。

【組織の要因No.10の内容と同じ。】【組織の要因No.9の内容と同じ。】

改正した要領に基づき、作業計画が作成されていること。

作成された作業計画において、3H作業に対する作業手順が記載されていること。

改正された要領に基づき個別業務に係るレビューが実施されていること。

要領に基づき作業計画が作成されていること。

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」の改
正及び教育・作業計画(3H作業を含む。)を作成する際に核燃料物質などの放射性物質の安全取扱い、作業
福島燃料材
方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）
料試験部
等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛り込
むことを手順として定める。また、作業の対象
物の状態変化(経時変化)考えられる場合においても3Hとして扱うよう明記する。【直接要因⑦と関連】

海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開する内容を反映した要領が改正されていること。

評価指標

安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有され適宜施設の管理の改善に反映されていること。

安全に関する水平展開実施要領

制定及び改正文書等

平成29年12月28日
平成30年4月27日

平成29年12月28日
平成30年4月27日

平成30年4月27日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成30年1月31日

平成30年4月27日

平成29年12月28日

是正処置完了予定日

教育改正

平成30年1月

教育

仕組みの構築平成30年2月【組織の要因No.10の内容と同じ。】

改正

改正

平成30年3月【組織の要因No.9の内容と同じ。】

改正

有効性評価

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（3/7）

大洗QAM-06 不適合事項等水平展開実施規則の改
正及び教育・安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管
安全管理部
大洗QAM-06 不適合事項等水平展開実施規則
理に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実するとともに適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築し、教育する。

安全に関する水平展開実施要領の改正
安全・核セ・海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的
キュリティに展開できるよう、水平展開実施要領等に対応
統括部策を盛り込む。

担当部署

表8.5.4

有効性評価(平成30年7月)

教育
有効性評価（平成30年4月） (平成30年10月)

教育

有効性評価
(平成30年7月)

有効性評価(平成30年5月)

教育
有効性評価（平成30年4月） (平成30年10月)

平成30年度

134

⑲

⑳

17

⑱

要因項目

16

15

No.

「放射線管理マニュアル（北地区）」「放射線管理マニュアル（北地区）」の改正及び教育・核燃料物質等で身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法や手安全管理部 順、測定上の注意事項を検討し、放射線管理マ
ニュアルに定め、教育訓練を実施する。検討に当たっては、機構大の「身体汚染が発生した場合の措置に関するガイドライン」策定のＷＧに参画し、他拠点の意見も取り入れる。

安全管理部 【組織の要因No.15の内容に含む。】【組織の要因No.15の内容に含む。】【組織の要因No.15の内容に含む。】

平成30年1月31日

平成29年12月28日

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育
福島燃料材
燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領(D-2 主要設備等の自主検査)
料試験部
・D-2 主要設備等の自主検査
・緊急時対応設備の特定、点検方法(点検結果の妥当性を含む。)を明記するための改正を行う。

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

【処置完了】
平成29年11月8日

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.31管理区域内共通設備・資材の点検要領」
の制定
福島燃料材
燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領
要領に基づく点検が実施され、記録が作・保安規定に定めるシャワー等の洗浄設備、管料試験部「No.31管理区域内共通設備・資材の点検要領」 成されていること。
理区域内の資機材等を含めた点検方法及び判定基準を明確にする。【直接要因 その他顕在化した事項①の対策に同じ。】

平成30年1月31日

平成30年1月31日

平成30年4月27日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日【処置完了】
平成29年12月15日

核燃料物質等で身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法や手順、測定上の注意事項を定めたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取り、半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法など身体除染の方法を明確にした手引を反映して訓練を実施していること。

事故対応資機材の整備を含む緊急時対応
手順を定め改正した事故対策要領等を反映して訓練を実施していること。

原子力防災訓練中期計画に基づき訓練を実施していること。

評価指標

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領「No.33緊急防護機材の点検要領」「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全
取扱手引」「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」の改正及び教育・顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取り、
安全管理部
半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法など身体除染の方法をセンター文書で明確にする。

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領
福島燃料材 「No.33緊急防護機材の点検要領」の制定
料試験部
・事故を想定し必要となる設備、資機材を管理する要領を制定する。

各部の事故対策要領等

各部の事故対策要領等の改正及び教育・各部の事故対策要領等の改正に反映するよう
安全管理部「放射線安全取扱手引」及び「放射線管理マ
ニュアル（北地区）」を提供する。

制定及び改正文書等

原子力防災訓練中期計画

実施項目

教育

改正

平成30年2月

平成30年度の教育訓練計画教育に基づき、訓（平成30年4月） 練を実施し、有効性を評価する。

改正

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度

改正

平成30年3月【組織の要因No.15の内容に含む。】

有効性評価

有効性評価

教育

教育

平成30年1月

有効性評価実施済

教育

制定

改正

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（4/7）

原子力防災訓練中期計画へ汚染事故を想定した
安全管理部
訓練の定期的な実施を定める。

担当部署

表8.5.4

135

⑩

⑬

⑯

⑰

22

23

24

③

(b)

要因項目

21

20

19

18

No.

実施項目

【組織的な要因No.8の内容と同じ。】「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領

体制表【組織の要因No.23の内容と同じ。】「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領の制定及び教育
福島燃料材 ・保安活動に関する課員からの情報を意識して
料試験部確認する等、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本とした情報共有の励行を記載する。

燃料試験課の職務から燃料研究棟の管理を分離し、新しく燃料研究棟の管理を職務とする課を新設し、当該施設に関連する実験済核燃料の安福島燃料材
定化処理等を担う原子力基礎工学研究センター
料試験部からの兼務者を新設する課の本務職員とし、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制を構築する。

福島燃料材【組織の要因No.23の内容と同じ。】
料試験部

教育資料

福島燃料材
【組織的な要因No.8の内容と同じ。】
料試験部

今回の事故の顛末及び教訓を教育資料にまとめる。

大洗研究開発センター品質目標

センターの品質目標を改定し、今回の事故から安全管理部 得られた教訓（原因分析結果を含む。）に関する教育の実施を施策として明確に示す。

安全管理部

大洗研究開発センター品質目標

レビュー要領等

制定及び改正文書等【組織の要因No.23の内容と同じ。】

ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制の見直しが行われていること。

施設管理や作業管理に必要な情報については、フェイス・ツー・フェイスにて情報共有されていること。

【組織的な要因No.8の内容と同じ。】

平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成29年12月28日

平成29年12月28日
平成30年2月28日
平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成29年11月30日

改定した品質目標に基づき実施した教育の実施結果（課題を含む。）が評価され、次年度の品質目標に反映されていること。
原因分析の結果を反映し、今回の事故の顛末及び教訓を含む教育資料が作成されていること。

平成29年11月30日

平成30年4月27日

是正処置完了予定日

改定した品質目標に基づき実施した教育の実施結果（課題を含む。）が評価され、次年度の品質目標に反映されていること。

レビュー要領に基づき、個別業務の計画の策定手順、妥当性（潜在リスクの抽出及び処置）が確認されていること。

評価指標

教育

制定

改定(11/30）

改定(11/30）

平成29年12月

平成30年2月

有効性評価

制改正

平成30年3月【組織の要因No.23の内容と同じ。】

体制構築

有効性評価

有効性評価
（平成30年4月）

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

教育（平成30年4月）【組織的な要因No.8の内容と同じ。】

教育資料の作成

実施及び達成状況の確認実施及び達成状況の確認

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（5/7）

品質目標の改定
・品質目標の施策として「燃料研究棟の汚染事
故の教訓（原因分析結果から得られた課題を含
安全管理部む。）を教育する」を入れる。教育後、理解度確認を行う。教育の受講状況は、品質目標の達成状況及び評価において確認する。

レビュー要領等の制改正及び教育・個別業務の計画の確認において、計画の策定
安全管理部
手順、妥当性（潜在的リスクの抽出及び処置）の確認を行うことを明記する。

担当部署

潜在的リスクに対する慎重さについて

表8.5.4

136【組織的な要因No.21の内容と同じ。】【組織的な要因No.13の内容と同じ。】【組織的な要因No.5の内容と同じ。】【組織的な要因No.11の内容と同じ。】

福島燃料材【組織的な要因No.21の内容と同じ。】
料試験部

福島燃料材
【組織的な要因No.13の内容と同じ。】
料試験部

安全管理部 【組織的な要因No.5の内容と同じ。】

福島燃料材【組織的な要因No.11の内容と同じ。】
料試験部

安全管理部 【組織的な要因No.12の内容と同じ。】

31 ⑩

32 ⑭

33 ④

34 ⑪

35 ⑫

【組織的な要因No.12の内容と同じ。】【組織的な要因No.10の内容と同じ。】【組織的な要因No.9の内容と同じ。】

安全・核セ
キュリティ 【組織的な要因No.10の内容と同じ。】
統括部

安全管理部

30 ⑨

29 ⑧

【組織的な要因No.9の内容と同じ。】【組織的な要因No.8の内容と同じ。】

福島燃料材【組織的な要因No.8の内容と同じ。】
料試験部

28 ⑦

福島燃料材
料試験部

【組織的な要因No.4の内容と同じ。】

福島燃料材【組織的な要因No.4の内容と同じ。】
料試験部

（c）

27 ②

25

【組織的な要因No.3の内容と同じ。】

制定及び改正文書等

福島燃料材【組織的な要因No.3の内容と同じ。】
料試験部

実施項目

26 ①

担当部署

大洗研究開発センター品質目標

要因項目【組織的な要因No.12の内容と同じ。】【組織的な要因No.11の内容と同じ。】【組織的な要因No.5の内容と同じ。】【組織的な要因No.13の内容と同じ。】【組織的な要因No.21の内容と同じ。】【組織的な要因No.10の内容と同じ。】【組織的な要因No.9の内容と同じ。】【組織的な要因No.8の内容と同じ。】【組織的な要因No.4の内容と同じ。】【組織的な要因No.3の内容と同じ。】

改定した品質目標に基づき実施した教育の実施結果（課題を含む。）が評価され、次年度の品質目標に反映されている
こと。

評価指標

平成30年4月27日

平成30年1月31日
平成30年3月30日
平成29年12月28日

平成30年4月27日

平成30年3月30日

平成30年2月28日

平成29年12月28日
平成30年4月27日

平成29年12月28日
平成30年4月27日

平成29年12月28日
平成30年2月28日
平成30年3月30日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

平成30年3月

実施及び達成状況の確認

平成30年2月【組織的な要因No.10の内容と同じ。】【組織的な要因No.9の内容と同じ。】【組織的な要因No.8の内容と同じ。】【組織的な要因No.4の内容と同じ。】【組織的な要因No.3の内容と同じ。】

改定

平成30年1月【組織的な要因No.12の内容と同じ。】【組織的な要因No.11の内容と同じ。】【組織的な要因No.5の内容と同じ。】【組織的な要因No.13の内容と同じ。】【組織的な要因No.21の内容と同じ。】

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（6/7）

品質目標の改定
・品質目標の施策として作業計画書等の確認に係る項目を入れる。
安全管理部
作業計画書等の確認は、緊急安全点検で所長が実施している方法、視点を反映したものとする。

No.

上級管理者の役割について

表8.5.4

有効性評価(平成30年5月)

平成30年度137

安全管理部 【組織的な要因No.17の内容と同じ。】

38 ⑳【組織的な要因No.17の内容と同じ。】【組織的な要因No.16の内容と同じ。】

福島燃料材【組織的な要因No.16の内容と同じ。】
料試験部

制定及び改正文書等

37 ⑲

実施項目

【組織的な要因No.15の内容と同じ。】

担当部署

安全管理部 【組織的な要因No.15の内容と同じ。】

要因項目【組織的な要因No.17の内容と同じ。】【組織的な要因No.16の内容と同じ。】【組織的な要因No.15の内容と同じ。】

評価指標

平成30年1月31日【処置完了】
平成29年12月15日
平成29年11月8日

平成29年12月28日

平成30年3月30日
平成30年4月27日
平成30年1月31日
平成30年1月31日

是正処置完了予定日

平成29年12月

平成30年2月

平成30年3月【組織的な要因No.17の内容と同じ。】【組織的な要因No.16の内容と同じ。】【組織的な要因No.15の内容と同じ。】

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（組織的な要因）（7/7）

36 ⑱

No.

表8.5.4
平成30年度

添付4.1.1

燃料研究棟（ＰＦＲＦ）の概要
燃料研究棟は、高速炉用新型燃料等の研究開発を行う目的で昭和 49 年に竣工しました。プルトニウムを使用した試験は昭和 52 年に開始しています。
本施設では ウラン・プルトニウム混合炭化物や窒化物燃料、 長寿命マイナーア
クチニド核変換用燃料、高速炉用金属燃料といった 新型燃料の製造及び物性研究、
燃料健全性実証を目的とした照射試験用燃料ピンの製作 の他、溶融塩電解による乾式分離技術に係る研究を実施してきました。
平成２５年度に廃止の方針が出され、実験済核燃料物質の安定化処理や廃止措置計
画の検討を進めています。
施設概要
建家 ２階建、鉄筋コンクリート耐火構造
延べ床面積 約１５１８ｍ ２ （管理区域は約５７０ｍ 2 ）主要な設備機器
本体施設
グローブボックス ３６台 （空気雰囲気２５台、高純度アルゴン雰囲気 １１台）
アルゴン循環精製装置 ４台
フード ４台主用実験機器
粉末成形プレス、焼結炉、 Ｘ線回折装置、電子線分析装置、酸素・窒素分析装置、
炭素分析装置、燃料ピン製作装置等
特定施設
気体廃棄設備、液体廃棄設備、電源設備、 空気圧縮設備等

138添付4.1.2
今回のフードでの点検作業の位置付けについて
日本原子力研究開発機構
大洗研究開発センター
１．概要
今回の事象は、燃料研究棟のグローブボックス内等に保管している核燃料物質を適切に管理（核燃料
物質の貯蔵庫への移動）するための作業の中で発生した。本作業は、大きく以下のステップに分類される。
①

個々の貯蔵容器の収納状態を確認②

グローブボックス内等から核燃料物質を容器に封入③

回収した容器を貯蔵容器に収納

今回の事象は、①の貯蔵容器の収納状態確認作業で発生したものである。
２．作業計画
前項で示した作業は管理区域内作業に該当し、実施に当たっては、「国立研究開発法人日本原子力研
究開発機構大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定」第2編第16条（添付資料①）に基づき、放射線作業計画として放射線作業連絡票（添付資料②）を作成することとなっている。
放射線作業連絡票を作成する際には、保安規定の下部要領である「燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領」（添付資料③）に基づき、安全作業手順書（当該点検作業「核燃料物質の貯蔵作業」、添付
資料④）、一般安全チェックリスト（添付資料⑤）、簡易リスクアセスメント（添付資料⑥）、保安規定
チェックリスト（添付資料⑦）、使用許可チェックリスト（添付資料⑧）、放射線安全チェックリスト（添付資料⑨）を添付することが定められている。
今回の事象は、当該点検作業の安全作業手順書（添付資料④）の「２．作業方法 (1) 核燃料物質の確認及び貯蔵作業」の3行目「また、核燃料貯蔵室への核燃料物質の移動に付随して貯蔵容器の点検と汚染検査をフード（H-1）で行う。」に該当する作業中に発生したものである。ここで、フード（H-1）
での点検作業は、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター（北地区）核燃料
物質使用変更許可申請書」（添付資料⑩）において、使用目的「汚染検査」、使用の概要「貯蔵容器点検等の作業を行う。」として許可を受けている作業である。
３．作業手順フード（H-1）での作業については、「燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領」（添付資料③）の付属マニュアル「フードの安全作業」（添付資料⑪）として規定している。今回の作業はこれに従って実施された。

139

４．フードでの貯蔵容器点検作業の使用許可・保安規定上の位置付けについて
燃料研究棟におけるフード（H-1）での貯蔵容器の点検作業は、使用変更許可申請書において「貯蔵容器点検等の作業を行う。」として許可を受けている作業である。
また、保安規定には、「核燃料物質の取扱いとは、核燃料物質等の使用、貯蔵等又はこれに付随する作業」と規定されている。その「付随する作業」には、グローブボックスでの核燃料物質の取扱いに係る一般的（自明・必須）な事項として、グローブボックス内の核燃料物質等を取り出す場合に、バッグア
ウト（樹脂製の袋に密封し、汚染を内部に閉じ込める行為）し他のグローブボックス等へ移動すること、バッグアウトした核燃料物質等（樹脂製の袋）をフードにて貯蔵容器に収納し、貯蔵庫に運搬することが含まれている（添付資料⑫）。燃料研究棟では、使用変更許可申請書の記載に基づいて、これまで貯蔵
容器への内容物の出し入れや内容物の点検をフード（H-1）で実施している。
なお、核燃料物質を容器に収納した上で樹脂製の袋に収納し、その樹脂を溶着・密閉して汚染を閉じ込める保管・貯蔵方法においては、二重の樹脂製の袋によって密封性を確保している。こうした保管・貯蔵方法は、原子力機構内のプルトニウム取扱施設を始め、他の原子力事業者の施設においても広く採用され、長年にわたって安全な管理実績を蓄積している一般的な保管・貯蔵方法である。
また、燃料研究棟の臨界安全については、使用変更許可申請書の安全対策書の中で、単一ユニットを次の(1)(2)(3)のとおり定めており、それぞれ臨界安全管理上想定される最も厳しい条件を設定したとしても、核的に安全であるよう核分裂性物質（Pu＋235U）の質量制限を行っている。
(1) グローブボックス： 220ｇ
(2) 廃液保管設備：廃液保管室： 220ｇ
(3) プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵設備： 1,500ｇ
このうち、(3)は貯蔵容器を最大5個貯蔵できる貯蔵箱を単一ユニットとしているものであり、同貯蔵箱を5個以上の貯蔵容器収納が物理的に不可能な構造にするとともに、貯蔵に付随する作業について、
単一ユニットを構成する貯蔵容器1本当たりの貯蔵制限量を300ｇと定め、その制限内で取り扱うことで臨界を防止している。
なお、使用変更許可申請書及び保安規定には、フード（H-1）での「Pu＋235U」の最大取扱量として0.0016
ｇとの規定がある。これは使用目的のうち「化学試薬等の調製」のための、非密封の核燃料物質の取扱
いに関するものである。
以 上

140

添付資料：①）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定（抜粋：第１編 総則、第２編 放射線管理、第７編 燃料研究棟の管理）②）放射線作業連絡票③）燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領④）安全作業手順書（核燃料物質の貯蔵作業）⑤）一般安全チェックリスト⑥）簡易リスクアセスメント（SRAシート）⑦）保安規定チェックリスト⑧）使用許可チェックリスト⑨）放射線安全チェックリスト⑩）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用変更許可申請書（抜粋：表２-１、表８-１）⑪）燃料研究棟本体施設作業要領（フードの安全作業）⑫）グローブボックス及びフードにおける核燃料物質取扱方法の概要

141

142

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

平成29年4月

核燃料物質使用施設等保安規定

大洗研究開発センター(北地区)

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

添付資料①

第1節被ぱくの防止(第21条・第22条)
第2飾線量の評価(第23条一第26条)
第3節被ぱくに対する措(第27条・第28条)

第2 被ばく管理

第1節管理区域等(第1条一第7条)
第2節管理区域等の出入管理(第8条一第15条)
第3節管理区城内の作業及ぴ作業管理笛(第16条一第20条)

第2 放射線管理
第1章管理区城等の管理

(別図)

(別表)

第1節事前の措置(第24条)
第2節非常事態に粘ける活(第25条一第30条)
第6 職員等以外の者に対する保安措及ぴ放射線管理(第31条・第32条)
第7章記録及ぴ報告(第33条一第35条)

第5章非常の場合に採るぺき措置

第3章品質保証(第13条一第21条)
第4章保安敦訓練(第22条・第23条)

第3節委員会(第7条一第12条)

第1節組織及び職務(第5条・第5条の2)
第2節核燃料取扱主務者(第6条一第6条の3)

目吹
第1編総則
第1章通則(第1条一第4条)
第2章管理体制〔平成17年10月1日 17 (規程) 第13号〕
改正平成18年4月1日18 (規程) 第 2号
平成18年6月30日 18 (規程) 第43号
平成19年5月1日19 (^) 第 8号
平成19年8月1日19 (規程) 第31号
平成22年3月31日 2 1 (規程) 第63号
平成22年4月1日22 (規程) 第 6号
平成22年10月20日 22 (規程) 第32号
平成23年4月1日23 (規程) 第 3号
平成24年4月17日 24 (規程) 第 7号
平成24年8月13日 24 (規程) 第19号
平成26年3月31日 25 (規程) 第42号
平成27年4月27日 27 (規程) 第 5号
平成27年10月26日27 (規程) 第44号
平成28年2月4日27 (規程) 第100号
平成28年3月1日27 (規程) 第111号
平成28年3月15日 27 (規程) 第123号
平成29年1月13日 28 (規程) 第59号

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(北地区)核燃料物質使用施設等保安規定

143

(別表)
(別図)
第6編ホットラボの管理
第1章通則(第1条一第5条)
第2章使用の管理
第1節使用上の制限(第6条)第2節使用上の条件(第7条・第8条)

第3節排気筒の取替えが完了するまでの問の施設管理(第41条一第44条)

第2節東北大学の放射性廃棄物の移送に係る措置(第14条)(別表)第5編 JMTRの管理
第1章通則(第1条一第6条)
第2章使用の管理
第1節使用上の制限(第7条)第2節使用上の条件(第8条一第11条)
第3節作業上の確認(第12条一第15条)
第3章保守管理(第16条一第19条)
第4章核燃料物質の管理(第20条一第22条)
第5章キャプセル等の管理(第23条一第27条)
第6章異常時の措貴
第1節警報が作動した場合の措(第28条・第29条)
第2節点検等に兆いて異常を認めた場合の措低(第30条)
第3節キャプセル等の異常を認めた場合の措置(第31条)
第7章放射管理(第32条一第34条)
第8章排気筒の取替えが完了tるまでの間の措置
第1節通則(第35条・第36条)
第2飾管理体制(第37条一第40条)

第5章大洗研究開発センター南地区等大洗研究開発センター外の放射性廃棄物の移送に係る措置
第1節大洗研究開発センター南地区の放射性廃棄物の移送に係る措置(第13条)

第3章環境監視(第29条一第31条)
第4章放射線管理設備等の管理(第32条一第35条)
(別表)
(別図)
(別様式)
第3編核燃料物等の運搬及ぴ放射性廃棄物等の管理
第1章核燃料物質等の運搬(第1条・第2条)
第2章放射性廃棄物の管理(第3条一第10条)
第3章廃棄物管理施設へ引き渡す放射性廃棄物等の管理(第11条一第15条の2)(別表)第4編廃棄物移送股備の管理
第1章通則(第1条一第4条)
第2章管理第1節運搬(第5条・第6条)
第3章保守管理(第7条一第10条)
第4章異常時の措置
第1飾警報装が作した場合の措置(第11条)
第2節点検等において異常を認めた場合の措置(第12条)

第3節作業上の確認(第9条一第11条)

(別麦)
(別図)
附則

第1節報装電が作した口の措置(第20条・第21条)
第2節点検等において異常を認めた合の措置(第22条)
第6章放射線管理(第23条一第25条)

第5章異常時の措置

第2節作業上の確認(第9条一第12条)
第3章保守管理(第13条一第16条)
第4章核燃料物の管理(第17条一第19条)

第8編 HTTRの管理
第1章通則(第1条一第6条)
第2章使用の管理
第1節使用上の制限(第7条・第8条)

(別図)

(別表)

第1節報叢置が作動した場合の措(第21条)
第2節点検等において異常を認めた場合の措置(第22条)
第6章放射線管理(第23条一第25条)

第5章異常時の措置

第2節使用上の条件(第7条・第8条)
第3節作業上の破認(第9条一第12条)
第3章保守管理(第13条一第17条)
第4章核燃料物質の管理(第18条一第20条)

(別表)
(別図)
、第7編燃料研究棟の管理
第1章通則(第1条一第5条)
第2 使用の管理
第1節使用上の制限(第6条)第3節排気倚の取替えが完了するまでの間の施設管理(第31条一第39条)
第4 排気倚の取特えが完了するまでの間の放射線理(第40条一第42条)

第1節通則(第25条・第26条)
第2節管理体制(第27条一第30条)

第1節警報装置が作動した場合の措(第20条)
第2節点検等において異常を認めた場合の措置(第21条)
第6章放射線管理(第22条一第24条)
第7章排気筒の取巷えが完了するまでの間の措置

第5章異常時の措置

第4章核燃料物質の管理(第17条一第19条)

第3章保守管理(第12条一第16条)

144

第1編総貝

、

0

、

a8)「品質保証」とは、保安のために必要な措置を体系的に実施することにより、原子力の安全を確める借示(以下「線告示」という。)第7条に定める線量限度が適用されるものをいう。

a7)「緊急作」とは、使用施等の非常事態において行う、事故の源因除去、拡大防止等のための活のうち、核原料物質又は核燃料物質の製錬の事に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定ための活を迅速に行う事が困な事であり、別表第4に掲げる事態をいう。

(16)「非常事態」とは、地震、火災及ぴその他の原因により、使用施設等に船いて事故が発生した場
合又は発生するおそれがある場合であって、業所の通常組織では、故の原因除去、拡大防止等のの保安のために直接関連を有する計器及ぴ放射線測定機器の校正をいう。

a5)「使用施設等の定期的な自主検」(以下「施設定期自主検査」という。)とは、使用施股等の保安上特に理を必要とする設の性能が維持されているかぞうかにっいての検査並ぴに使用施設等

渡す前段階の物であって、これから廃棄しようと,る物をいう。
(14)「放射性廃棄物等」とは、放射性廃棄物又は物の仕掛品をいう。

a3) T廃棄物の仕掛品」とは、使用施設等で発生した固体状の核燃料物質等で廃棄物管理施設へ引き^レ、う。

(11)咳燃料物質等の取扱い」とは、核燃料物等の使用、運搬、壁墨廃棄又は三迅E世堕主^をいう。

(9)「放射線作業」とは、管理区域内に粘いて核燃料物質等の取扱い、管理又はこれに付随する作業(8)「放射線管理」とは、使用姥設等に関する放射線によるを防止するため行う対策をいう。

立ち入る者をいう。

(フ)「一時立入者」とは、見学、視察等の目的で放射線作業以外の業務のため、一時的に管理区域に従事する者であって、理区城に立ち入る者をいう.

④「施股管理者」とは、使用施設等を管理する課長をいい、別表第2に掲げる者とする。
(5)「管理区域理者」とは、使用施般等の管理区域を管理する課をいい別表第3に掲げる者とする。ただし、管理区城管理者と施設管理者が同じ揚合は、施設管理者と読み替えることができる。
(6)「放射線業務従事者」とは、核燃料物等の使用、廃棄、運搬、保管又はこれに付随する業務に機構と雇用関係にある者、並ぴに外来研究、協力研究員及ぴ客員研究員をいう。
(2)「部長」とは、大洗研究開発センターに属する部長をいう.
③「施設管理統括者」とは、使用施設等を統括tる部長をいう。

第3条この規定において、歌の各号に掲げる用語の定美は、それぞれ当各号に定めるところによる。
(D 「職員等」とは、役員、職員、嘱(非常勘を除く。)、常勤職員、常用用員及ぴ匪時用員等の(定義)第2条この規定は、別表第1に掲げる使用施股等の保安及ぴ核燃料物質等の取扱いに関して適用する。

(適用範囲)

実施する。

の精神にのっとり、核燃料物質の使用等による災害防止のために適切な品質保証括動のもと保安活動を

第1条の2 前条の目的を達成するため、安全文化を基礎とし、国際放射線防霞委会による放射線防護(基本方針)

る。

核燃料物質、核燃料物質によって汚染された物又は使用施設等による災害の防止を図ることを目的とす

ンター刷ヒ地区)(以下「大洗研究開発センター」という。)に粘いて、使用施設、貯蔵施設、廃棄施設(以下「使用施般等」という。)の保安に関する基本的事項を定め、大洗研究開発センターに粘ける

2 この規定は、国立研究開発法人日木原子力研究開発機構(以下「機」という。)の大洗研究開発セ号、以下「法」という。)第56条の3第1項の規定に基づき定める。

第1条この規定は、核原料物質、核燃料物質及ぴ原子炉の規制に関する法律(昭和32年法律第166

第1編総則
第1章通則
帽的)

145

第2編放射線管理(周辺監視区域への立入り剤」限)る①作楊所及ぴ作業期間②作業任者及ぴ放射線作業従事者の氏名③作業の内容④作業に係る計画線量事項を載した放射線作業届を作成し、管理区域管理者の同意を得る。

第17条課長は、放射作業が別表第6に掲げる基準を超えるおそれがあるときは、炊の各号に掲げる

理者の同意を得る。

3 課長は、前項の放射線作業を行うときは、あらかじめ、作業場所及び作業期問にっいて、管理区域管司*る。
①作業場所及ぴ作業期間(2)作業の内容③必要とする個人線計及ぴ防護具の着用④線量を低くするための措置⑤作に伴う線量第16条放射線業務従事者の作業に係る放射線管理は、その者の所属する課長が行う。
2 課長は、放射線作業を行うときは、当該作業に係る吹の各号に掲げる事項を検討し、保安の措置を講

第3節管理区域内の作及ぴ作業管理等(放射線作業計画)

いナレ、ー

5 放射線管理第2課長は、前項の伺意をしようとするときは、その表面密度が別表第4に掲げる値を超

4 管理区域管理者は、前項の許可をしようとするときは、放射線管理第2課長の同意を得る。

管理第2課員によって確認されたときは、この限りでない。

3 課長は、持出者が第1種管理区城から一般物品を持ち出そうとするときは、その者に管理区城管理者の可を受けさせる。ただし、当該吻品の表面密度が別表第5に掲げる値を超えていないことを放身1線の限りでない.

2 課長は、その課に所属する職員等(以下この条において「持出者」という。)が、第1租管理区域から一般物品を持ち出そうとするときは、当戴物品の表面密度が別表第5に掲げる値を超えないようにする。ただし、汚染を除去することが困難な揚合であって、別表第4に掲げる値を超えていないことが確認され、かっ、放射線管理上必要な措置がじられていることが裸長により確認されているときは、こ

ち出させない。

「一般物品」という。)にっいて、当該物品の表面密度が別表第4に掲げる値を超えているときは、持第15条理区域管理者は、第1種管理区域から持ち出そうとする物品(核燃料物質等を除く。以下(管理区城外への物品の持ち出し)(2)喫煙及ぴ飲水は、手及ぴ衣服等の汚染検査を行ったのち行うこと。

(1)給排気が停止した場合は、喫煙及ぴ飲水を直ちに中止すること。

の管理区城を示す図中に「喫煙、飲水所」と明記されている場所にあっては、この限りでない。
2 管理区域管理者は、前項ただし婁きの当該揚所の目に付きやすい箇所に、喫煙又は飲水ができる場所である旨の表示をするとともに、炊の各号に掲げる注意事項を掲示する。

第14条管理区域管理者は、管理区域における喫煙及ぴ飲食を禁止する。ただし、当該区域がこの規定(飲食または喫煙の禁止)

第13条核物質管理課長は、周辺監視区域内に粘いて人の居住を禁止する。

146

長の協力を得ることができる。

2 運搬することが困難な機器、床等の汚染の除去は、管理区域管理者が行う。この揚合、廃棄物管理課物管理課長が行う。

第20条運搬することが容易な機器及ぴ保護衣の放射性汚染(以下「汚染」という。)の除去は、廃棄(機器、保護衣等の汚染の除去)

肝価を行う。

5 環境監視線量計測課長は、前項の依頼を受けたときは、体内汚染の検査及ぴ内部被ばくに係る線量の境監視線量計測腺長に依頼する。

4 課長は、皮膚汚染の場合にあっては、その汚染の除去を行わせ、放射線管理第2課長と協議し、その者の体内汚染検査の必要があると認めるときは、体内汚染の検査及ぴ内部被ばくに係る線量の評価をあっては、その汚染の除去を行わせる。
3 放射線管理第2課長は、第1項の通知を受けたときは、汚染の状況を鯛査する。

2 管理区域管理者は、前項の通知を受けたときは、その鳳因を鯛査させるとともに、作業揚所の汚染にき、又はそのおそれがあると認めたときは、管理区城管理者及ぴ放射管理第2課長に通知する。

第19条の2 課長は、その課に所する放射線業務従事者等が、体内汚染若しくは皮膚汚染を受けたと(放射線業務従事者等の測定に異常を認めた場合の措置)

部長に通知する.
5 施股管理統括者は、第3項の通知を受けたときは、所長に通知する。

4 放射線管理第2課長は、前項の非常事態に該当するとき又は発展する兆それのあるときは、安全管理

長に原因を加査させ、その異常が第1 第3条に規定,る非常事態に該当するとき又は発展する粘それのある場合は、施設管理統括者及ぴ核燃料取扱主務者に通知する.

3 管理区域管理者は、前2項の通知を受けたときは、放射線管理第2課長の協力を得て、関係のある課

理区城理者及ぴ放射線管理第2課艮に通知する.

度等に係る異常を認めたときは、汚染拡大防止の措置、放射線被ぱく訪止の措慨を講,'るとともに、管える異常を認めたときは、管理区域管理者に通知する。
2 課長は、第17条の放射線作業後の測定において、線量当量率、表面癌度、空気中の放射性物質の濃いて、新たに立入制限区城又は第4条第1項第4号に定める異常を、若しくは別表第8に掲げる値を超(測定に異常を認めた合の措)第19条放射線管理第2課長は、前条の管理区城の測定又は第19条の2第3項の汚染状況の調査に船(線量当量率等の測定)
第18条放射線管理第2課長は、管理区域に粘ける線量当量率、表面密度及ぴ空気中の放射性物質の濃度を別表第7に掲げるとごろにより測定する。
2 放射線管理第2繰長は、前項の測定を行ったときは、線量当量率及ぴ表面密度を管理区域の出入口又は管理区域に立ち入る者の目につきやすい箇所に掲示する。

(4)作業前後において線曇当量率等に変化があった場合は、作業場所の線量当量率及ぴ表面癌度

管理区域管理及ぴ放射線管理第2課長に通知する。
①ポケット線等の個人線量計により測定した放射線業務従事者の線量②放射線業務従者の身体汚染の有無③計画線を超えた場合は、その内容及ぴじた措置

4 課長は、第1項の放射線作業届に係る放射線作業が終了したときは、炊の各号に掲げる事項については、当該作業に立ち会う。

2 管理区城管理者は、前項の同意をしようとするときは、放射線管理第2課長の同意を得る。
3 放射線管理第2課長は、放射線作業届に係る作業中において、放射線理上の監視を必要とするとき

第7編燃料研究棟の管理

147

第5条燃料試験課長は、本体施般及び特定施設の出入口の鍵及ぴ使用に関する鍵を管理する。

(鍵の管理)

3 燃料献験課長は、第1項の承認を受けたときは、放射線管理第2課長に通知する。

2 福島燃料材料杖験部長は、前項の承認を行おうとするときには、核燃料取扱主務者の同意を得る。

①使用の開始及び終了の予定期日②使用する核燃料物質の種類及ぴ量(3)取扱いの方法

変更しようとするときも、同様とする。ただし、予定期間等の微な変更についてはこの限りでない。

号に掲げる事項を明らかにした使用実施計画を作成し、福島燃料材料験部長の承認を受ける。これを第4条燃料試験課長は、核燃料物質を使用しようとするときは、前条の年間使用計画に基づき、歌の各(使用実施計画)

知する.

2 所長は、前項の承認を行おうとするときは、核燃料取扱主務者の同意を得る。
3 福島燃料材料試験部長は、第1項の承認を受けたときは、燃料試験課長及ぴ放射線管理第2課長に通問使用計画を作成し、所長の承認を受ける。これを変更しようとするときも、同様とする。ただし、予定期間等の微な変更についてはこの限りではない。
①使用の目的②使用の予定期間③使用する核燃料物質の種類及ぴ量④取扱い方法の概略⑤施設定期自主検査の予定期問⑥主要な修理及ぴ改造の項目並ぴに予定期間

第3条福島燃料材料試験部長は、毎年度、当該年度に先立ち、炊の各号に掲げる事項を明らかにした年(年間使用針画)(手引の作成)第2条福島燃料材料試験部長は、本体施設及ぴ特定施設について、吹の各号に掲げる事項に関して定めた手引を作成する。
①使用又は運の理に関する事項②保守にする項(3)核燃料物質の管理に関する事項(本体施設のみ)(4)異常時の措に関する事項
2 福島燃料材料献験部長は、前項に掲げる手引を作成する場合は、核燃料取扱主務者の伺意を得る。これを変更tる場合も同様とする。
3 福島燃料材料獣験部長は、第1項に掲げる手引を作成した場合又変更した場合は、所長に報告する。

る。

第7編燃料研究棟の管理
第1章通則(要員の配置)第1条燃料註験課長は、本体施設の使用中、本体施設及び特定施設に係る保安に必要な要員を配置す作動していることを監視する。

第12条燃料試験課長は、核燃料物質の取扱い作業中、別表第4に掲げる保安上重要な設備等が正常に(作業中の設備等の監視)ところにより、その取扱い作業に係る設偏等を点検し、異常のないことを確認する。

第11条燃料献験課長は、核燃料物質の取扱い作業開始前及ぴ作業終了後において、 別表第5に掲げる(作業開始前及び終了後の措世)示盤により、その旨を表示する。

第10条燃料試験課長は、プルトニウムの取扱い作業中、管理区域入口に設賀したプルトニウム使用表(表示)により、これを行う。

第9条燃料試験課は、別表第4に掲げる保安上重要な設備等の操作にっいては、第2条に定める手引第3節作業上の確認(重要な設備等の操作)

気股備、グロープボックス等の汚染が外部へ拡大しないための措置を講じる。

務者の同意を得る。
長は、第1項及ぴ第2項のただし書きの規定により、負圧の維持が行われないときは、排4 燃料

3 福島燃料材料就験部長は、第1項及ぴ前項のただし審きの承認を行おうとするときは、核燃料取扱主を受けたときは、この限りでない。

等を行う楊合において、福島燃料材料部長の承認を受けたときは、この限りでない。
2 燃料課長は、グロープボックスの内部の圧を室内に対し90P8以上490P8以下に維持しなければならない。ただし、検査、補修又は改造等を行う場合に船いて、福島燃料材料賦験部長の承認

第8条燃料試課長は、別表第3に掲げるところにより負圧を維持する。ただし、検査、補修又は改造(負圧の維持)楊たときは解除することができる。

第7条燃料献験課長は、別表第2に掲げるところにより報叢置が作動するよう設定する。ただし、検査、補修又は改造等を行う揚合に粘いて、福島燃料材料試験部長の承認及ぴ核燃料取扱主務者の同意を第2節使用上の条件(報装の作動条件)となるように理する。

3 燃料献験課長は、漏えいする粘それのある粉末の核燃料物質のを抑制するために、容器に収納されてぃない粉末の核燃料物を扱う際には、プルトニウム及ぴウランの合計量が施設全体で100目以下

制限量を麦示tる。

2 燃料試長は、グロープボックス又はグロープボックス群ごとに前項の核燃料物質の種類及び使用

所ピとに定められた核料物質の最大取扱量を超えて使用してはならない。

第6条燃料試課長は、別表第1の1、別表第1の2及ぴ別麦第1の3に掲げるところにより、使用場

第2章使用の管理
第1節使用上の制限(使用施設の使用上の制限)

148

る。

2 燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、別表第9に掲げる設備ごとに貯蔵制限量を表示すならない。

第19条燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、別表第9に掲げる貯蔵施設で行い、かつ、同表に掲げる種類の核燃料物質以外の核燃料物質を貯蔵し、又は同表に掲げる制限量を超えて貯しては(貯蔵)

2 前項の年問予定使用量は、別表第8に掲げるとおりとする。

(2) 1年問に受け入れる核燃料物質の量が年間予定使用量艇べ取扱量)を超えないこと。

(最大存在量)を超えないごと。

(1)いかなる時点に粘いても、受け入れようとする核燃料物質の量と在庫量との和が年間予定使用量て行う。

第18条燃料試課長は、核燃料物質を受け入れる主きは、吹の各号に掲げるところにより、法第52条の規定により許可を受けた年問予定使用量(以下「年間予定使用」という。)を超えないようにし第4章核燃料物質の管理(使用等の制限)が停止されている場合には、これを省略することができる。

第17条燃料試験課長は、別慶第7に掲げるところにより巡視し、点検する。ただし、本体施設の使用(巡視及ぴ点検)

2 福島燃料材料就験部長は、前項の報告を受けたときは、核燃料取扱主務者及ぴ所長に報告する。

施設定期自主検査の結果の通知を受けたときは、福島燃料材料賦験部長に報告すろ。

管理第2課長に通知する。燃料試課長は、第2編第33条第2項の規定により放射線管理癒設に係る造計画に基づく作業を了したときは、その結果を福島燃料材料試験部に報省するとともに、放射線第16条燃料献験課長は、第14条の施設定甥自主検を終了したとき、及ぴ前条第1項の修理及ぴ改(保守結果の通知等)

係る施検に咳当する場合は、炊の各号に掲げる事項を明らかにした修理及ぴ改造計画を作成し、島燃料材料試験部長の承認を受ける。
①修理及ぴ改造をする施設、設備、装置、機器等の名称(2)修理及び改造の内容③担当者の氏名④予定期問
2 福鳥燃料材料就験部長は、前項の承認をしようとする合には、所長の承認を受ける。
3 所長は、前項の承開を行おうとする場合には、核燃料取扱主務者の同意を得る。
4 燃料試課長は、第1項の承認を受けたときは、放射線管理第2課長に通知する。

第15条燃料試験課長は、修理及ぴ改造を行粘うとする場合において、その修理及ぴ改造が使用施(修理及ぴ改造計画)

第14条燃料試験課長は、別表第6に掲げるとこ・ろにより毎年1回以上、施設定期自主検査を行う。

(施設定期自主検査)

長の承認及ぴ核燃料取扱主務者の同意を得て、これを行う。

第13条燃料献験課長は、計画停電のつど、燃料研究棟施般の保安措置を検討し、福島燃料材料試験部

第3章保守管理(計画停電時の措置)に福(臨界管理)

第25条

線管理第2課長は、別表第1 2に掲げるところにより警報装置が作するよう設定する。

(放射線測定機器の報装置の作動条件)

11に掲げると粘りとする。

第24条第2編第32条第1項に規定する燃料研究棟に係る放射線測定機器は、別表第10及ぴ別表第(放射線測定機器)

第23条燃料研究棟に係る管理区域の区分は、別図に示すと粘りとする。

第6 放射線管理(管理区域の区分)

たときは、福島燃料材料試験郁長及ぴ核燃料取扱主務者に通報する。
4 福島燃料材料献験部長は、前項の通報を受けたときは、その状況を確認し、所長に通報する。

3 燃料験課長は、第1項及ぴ前項の調査の結果、その異常が燃料研究棟の使用に支を及ぽすと認める。

の通報を受けたときは、その原因及ぴ状況を鯛査し、原因の除去及ぴ異常の拡大防止等の措置をじ

2 燃料賦課は、第2 第35条の規定により放射線管理第2課長から点検の結果、異常を認めた旨る。

第22条燃料献験課長は、第11条の作業開始前及び終了後の措置並ぴに第17条の巡視及ぴ点検の結果、異常を認めたときは、その原因及ぴ状況を鯛査し、原因の除去及ぴ異常の拡大防止等の措置を講じ

第2節点検等に船いて異常を認めた場合の措(巡視、点検等において異常を認めた場合の措)常の拡大防止等の措置をじる。

第21条燃料献験課長は、警報装置が作動したときは、その原因及び状況を鯛査し、原因の除去及ぴ異(警報菰置が作した鳩合の措)第1節警報叢が作動した場合の措置

第5章異常時の措置

3 燃料就験繰長は、湿式グローブボックス又は廃液保管室でプルトニウム又は濃縮ウランの管理を行う
ときは、前項の制限値による管理に加えて、安全体積(3リットル以下)による管理を合わせて行う。
4 管理区域内において核燃料物質を運搬するときは、所定の運搬車により行う。

との核的制限値以下にプルトニウム及ぴ縮ウランを管理する。

料試験部長が指名した者及ぴ核燃料取扱主務者の確認を受ける。
2 燃料献課長は、別表第1の1、別表第1の2、別表第1の3及び別表第9に掲げる単ーユニツトごツトに係るプルトニウム及ぴ複縮ウランの移動を行う之きは、移動する量、形状等にっいて福島燃料材

第20条燃料試験課長は、別表第1の1、別表第1の2、別表第1の3及ぴ別表第9に掲げる単ーニニ

(E)

20
2 20
20

303-D

701-D

702-D

8 80

88 0

8 8 0

2 20

220

107-D

108-D

821-D

8 80

8 8 0

8 80

400

2 20

2 20

2 20

100

I00

220

124-D

131-D

132-D

142-D

143-W

201-D

2 20

220

220

912-D

911-D

902-D

901-D

149

る。

8 80

200

(g)

440

440

440
2 20

2 20
2 20

8 80

2 20

44 0

8 80

8 80

80

2 20

}・0

2 20

2 20

2 20

8 80

80

80

880

3,000

H-3

H-4
3,000
・表中のUは天然ウラン及び劣化ウランと,る.

0016
10

3.000

U+Th

別表第1の3 最大取扱量(実験宙等) (第6条、第20条関係)
使用場所
PU+"'U (g) U+Th (区)120
廃液一時保管(密封)105号寅 30
1 20
廃物非破壊計量(密封)112号宣 30

(注)

H-2

0

別表第1の2 最大取扱量(フード) (第6条、第20条関係)
フード PU+'"U (底) U+Th ( g ) フード PU+"'U (戻)H-10000000000
2212221ーーー
2212221ーーー.麦中のユニットは臨界安全管理上の単ーユニットであり、そのPU+"'U量は核的制限値とす(注)・麦中のUは天然ウラン及び劣化ウランとする.

8 8 0

400

812-D

8 80

2 20

123-D

811-D

880

220

115-D

(E)
880

ニニットに船けるPU+Ⅱ'U

0 0 0
8 8 4
8 8 4

220

880

220

114-D

0
8

880

W

220

W

ーー
10
78

113-D

}・0

20

302-D

8 8 0

2 20

106-D

220

105-D

220

301-D

104-D

8 80

220

103-D

50

8 80

2 20

220

102-D
2 20

2 2 0

202-D

212-D

2 20

(E)

211-W

8 80

(E)

8 80

220

101-D

(宮)

別表第1の1 最大取扱量(グロープボックス)(第6条、第20条関係)
グロープボ PU十*"U U十Th ユニットに粘けグロープボ PU+Ⅱ'U U+Th
る P U +"'U ツクス
ツクス

00
22
22

作条件

1%超過

圧縮空気圧力0.4 9MP 急以下

廃液貯(玲1、険2)容積の90%以上

非常用電源異常停止
特定施設非常用電源
排気第1系統ダクト内負圧室内に対し780pa以下

実験富内水素濃度

グロープボックス内温度 60t以上

本体施設グロープボックス内負圧室内に対し50pa以下及ぴ540PR以上

区分警報警匿別表第2 警報奘置の作動条件(第7条関係)・ 105号室は単ーユニットであり、 PU十'"U量は核的制限値とする。

(注)・表中のUは天然ウラン及ぴ劣化ウランと,る。

考
伽

負圧鞭拘値

常用負圧維持値(第8条関係)

使用施設

施設

検査項目

(3)外部汚染のないこと.

外観検査
外観検査
風速検

作動検査(校正を含む)

非常用受電機器

警報作検査
作動検晝
空気圧縮機
空気圧縮設備

巡視及ぴ点検(第1 7条関係)

警報備

廃液貯楕
報叢置

捕集効率検査
漏えい査

作動検査

機検査
風量・風向検査

液体廃棄備

フィルタ装

排風機

液体廃棄設備空気圧縮般備

気体廃棄設備

水量計の指示針、表示灯、貯槽及ぴ各機器が正常であろこと。
慶示灯、計器、機器温度、・tルト、油量等が正常であること。

フィルタの差圧が正常であるこ巴。

表示灯、計器、機器、ベノレト、油等が正常であること。

破認事項
設等
区分
本体施股 グロープボックス 負圧が正常に維持されていること。
表示灯、闇、橡器度等が正常であること.
特定施設 億源設

別表第7

しゃへい体

負圧計
ボックス本体

検査項目
外観検査

フード
警報作換査
警報装置
警報設
プノレトニウム・濃縮ウラン プルトニウム・渡縮ウラン 未臨界性確認検査
貯棚
貯設備
未匪界性砿認検査
専用車

家グロープボックス

特定施股電源設
気体廃棄設偏本体箪

器a)警報水位以下であること.
(2)パルプ等が正常であること。
圧、空気圧力等が正常であること。

電圧、流、電力等が正常である二と.
圧、流、作機器等が正常であること。

別麦第6 施股定糊自主検査項目(第14条関保)
装覚又は
系統又は設
区分

空気圧縮設

液体廃設儲

特定施設電源備
気体廃備

本体施設グロープボ'ツクス a)圧が正常に維持されていること.
(2)グロープ及ぴビニルバックに損供がないこと。

区分股幣等

別表第5 作業開飴前及ぴ終了後の点検(鋪11条関保)(2)空気圧縮設備

上記以外の施般①電源設備②報叢置a)気体廃備②液体廃棄設備

設等(D グロープボックス等( 9条、第12条関係)

非管理区域から管理区域へ空気が流れること。
保安上重要な設

特定施設廃棄施設

区分
本体施

別表第4

建家全体

排気第1系統ダク ト室内に対し780pa以上

設備等

別表第3

1回/日

1回/日
1回/日
1回ノ月
1回/日

1回ノ日

ひん度

体粉.ヘ

ト )

ツ

、

レ

150

隈量

1,00 O E

各10,000丘

各

1, 500区
縮ウランで各1.000区'・00・}

ウラン又はトリウム貯庫制限量

貯雇棚に1個

各最大5個

限量

.ー

施設内

-1

注)

注)

5

1

の連銃監視

劉定稚
測定目的
排気中の放射性慶填濃度 アルファ線の連続監視
理区域内空気中の放,tフルファ線性塵快濃度の監視管理区域内の線量当量率ガンマ線

ガンマ線サーベイメータ

ガンマ線

ベータ

核物質防護の観点からマスキングを施しています。

線量当量牢の測定

別表第11 放射線測定樵器及ぴ設置所 (第24条関係)
測定線種
數量測定目的設偉箇所
橡器種別
管区域出入口 1 手、足、衣服等の表而庇度の検査 アルフ丁線
ハンドフットクロスモニタ
床及び機器等の表面密度の測定 アルファ線
表面汚染検査用サーベイメータ 座設内注)計数率を示す。

^ I n0~10'μSV/11

1~10'

.ー

ガンマ線エリアモニタ施設内

室内ダストモニタ

別表第10 敵射線測定橡邪の測定価所(第24条係)
測定箇所指示範囲
機器種別-1
排気口 1~10' m l n
排気ダストモニタである.][PU+,"Uに係る貯臆制隈量は核的制隈値である。また、 PU+'"Uの貯蔵箱は単ーユニツト

設伯
天然ウラ怜1~ 矢然ウラン・劣固体
ン・劣化論.1 5 化ウラン及びモ
の化合物
ウラン貯
楡16 トリウム及びそ固体廠躯
の化合物

プルトニ 1、1~ プルトニウム・
縮ウラン及びウム.濃施14
その化合物
縮ウラン
給ウラン及び
貯薫雜倫1
結品
地1
モの化合物
プルトニウム・燃料捧
燃料棒貯一
濃縮ウラン及び
箱
その化合物
形飽
種類

施

核融料物賓の貯蔵制隈量 (第19条、第20条 係)
貯蔵箱1個に貯蕉容器1個に 貯蔵箱1個に形態
種類
格納tる貯鳳対tる(PU+ 対する(PU+
客器の数"'U)貯蔵制 *"U)貯蔵制
佑罫貯蔵箱

56

場所

9

I k 宮
40kE
2 k g
('"U量400 区)
5.5k区
I k 丘

I k 星
40kE
2 k E
(*"U量400 底)
5.5k'
I k 丘

劣化ウラン
天然ウラン
濃縮ウラン
(渡縮塵20%朱)プルトニウム(非庇封)
トリウム

別表

延べ取扱

年間予定使用量
最大存在量

核燃料物質の雅類

別表銅8 槙燃料物質の年間予定使用量(集18条関保)

、

数1

測定対訣

測定線種警報共置の作条件注)

排気ダストモニタ排口の放射性塵壊の濃度アルファ線 1日平均して3×10-'B q/C加'以上注)警報装置の作条件の値は、バックグラウンドを除く値とする。
な北、この値より低い値で作動させることができるものとする。

測定機器

別表第12 放射線測定機器の警報装置の作条件(第25条関係)

添付資料②
様式6-5

放射線作業連絡票①
受付番号
提出経路(作業前)

放管印ω四平成 29年5月24日

016

作業担当課

^

作業担当者

^

名核燃料物質の貯蔵作業

件場

燃料研究棟101号室、他

所

予定期間

H29 ・ 6 ・ 1

職員等7名、(年間請負業者6名)、外来作業者等0名(事業所名

作業の種類

口経験のない作業

作業概要

匪定常的な作業E29 ・ 6 ・口その他(

核燃料物質の不適切な管理に係る改善作業として、グローブボックス等から核燃量貯蔵庫へ収納を行う。(詳細は別添1参照)

呼吸保護具

頭部

冒特殊作業帽子
ロポリエチレン帽子

口防塵眼鏡
口放射線防護眼鏡■半面マスク
口全面マスクロコニアラインマスク
口

口

測定器

足

身体

口黄色実験衣■特殊作業衣空R H乍業靴
口R1長靴

■布手袋

ロタイベックスーツ
ロビニーノレアノラック

口浄気式力n圧服

ロガラスパッジ

ロオーハ'ーシ.ース'

喫OSLバッジ
ロリングバッジ

口含鉛ゴム手袋

口靴カバー

口不均等がラスバッジ

口口

口不均等OSLバッジ■ポケット線量計

■ゴム手袋
口腕カバー

ロエアラインスーツ

ロアラームメータ
口TLD

線量当量率(μSV小)ロく1

聖 1~25ロ>25

線量(皿SV)■く0.1

0 0.1~1

ロ>1

空気中濃度

圏く検出下限口検出下限~ΦAC)

表面密度β(γ)麿く0.4

00.4~40 0>40

■く0.0400'04~4 0>4(Bq/cm2)α

被ぱく低減措置

防護具及び測定器作業場の予想レベル

作業担当課←放射線管理チームリーダー←管理区域管理者←作業担当課長(保存責任者)←字し配布1> 管理区域管理者
放射線管理チーム

作業従事者

'■、"

口線源・廃棄物等の移動

盟作業時問管理口遠隔操作・遮へい口局所排気・グリーンハウス

皿汚染拡大防止措置口その他(平成 29年5月11日現在)

放射線管理

寸立

会

(口作業開始前艮f随時口連続口作業終了後)ロモニタリング

放管との打合せ事項.

.

随9ぎ、紳、号当量率及公裏面宮皮そ確t忍,おル

絃、k黙*キ物質るグ、0、プ'ボ',ス""般出可3 陣け、攸壱仁連f各ぢ訂ヒ
放射線管理チーム

管理区域管理者
同才丁令 e e ,平成'.q1五ら月30 ☆

確チームリ】グー担当

作業担当課
課長

係長

担当者

注1太線内は作業担当課担当者が記入すること。

'ぜ己

印

二■■■

■

2当連絡票は、作業前に放管へ提出すること。

保存期間

1年

日本原子力研究開発機構

個人情報保護の観点からマスキングを施しています。

151

152

燃料研究棟
本体施設・,特定施設共通作業要領

添付資料③^同^審査^作成

燃邪冊究棟に給ける作業計画区分に粘ける作業の安全管理のため、作業の区分に応じて4項に示,樹画害を起案し、燃料イ乍業乎順の分析等により、安全確保のための注意点、手順等

.

、

■.

、

゛ー゛゛^

個人情報保護の観点からマスキングを施していま1。

計面で想定ずる作業期間は、原貝43か月とする。・

3-2計薗のイ乍業期間る.

ストと放射線安全チ出ツクリストでりスクを抽出して、その安全剣僚を定め、計画書に淵寸す②研究に伴う実験手順の中で想定されるりスクをとその安全対策にっいて、一般安全チェツクリ

して起案する.

4淋事既究棟使用実施面の項目筋究の目的)ごとに放射線作業連絡票などの計圓書を細分化にっいては、以下により安全作業手順の添付は不要と,る0

ただし、研究に伴う実験行為侠験装の修理やスポットの作業請負による作業は除く0以下同じ0)トを添付する。

計面書の起案にあたっては、5項に示すイ乍業区分と計画害等の関連に則り,必要なチエツクリス・する都度を原則と,、る。

定常作案、非定常作乗、放射線作業、非放射線作業、請負、非請負にかかわら゛、作業を計画

3-1計画書の起案の額度

業手順書等(針圃書等)人の反映にっいて破認すること0を龝認し、確認結果を安全手順書等(面書期に反映tること。また、作業責任者ば安全作起案に当たっては、のと。

また、計面書に船いて作樂体を明確にυ、製等によりイ襍関係都工計匝を"ず確認ナるこ

ドポイント等を明に記載すること.

針画起案(作成)忙当たってば燃料研究棟本体施設・特定施般共通作業要領 T粛、4安全作
業手順書の作成要卸に基づくと'ともに、イ乍業関係者が、何が重裏力削るように、作樂鮑囲、ホール

試験課の承認を得た後にイ乍業を実施する.

燃3.計薗婁め起案について(SRA叉はDRA)をいう,

計画とは、計画書及ぴ計面書に添付される放射線宏全チェックリスト、一般安全チエツクリ
スト、使用許可チェックリスト、保安規定チェックリスト、安全イ乍業手順容、りスクァセスメント②計書等

計鳳書と1才、放射線作業届、放射線作業連絡票、一般作獅ナ面書、非定常作業計面書をいう0

ω計圖害

2・.定義

体施設・特定施設共通作崇要領に基づき、燃安規定という.)、燃料研使用手引及ぴ燃
邪傷究棟で行われる作禦の作業区分と画審等の関連を整理したものである。

本要領は、大洗研究開発センターの規程頻、(北地区)核燃料物質等使用施設等保安規定(以下、保1.適用範囲

平成28年10月11日改定承認

H13

燃料研究棟・本体施設・特定施設共通作業要領

153

大洗研究開発センター①定襲先・運用の概要②非定常イ乍業計画書

る場合に作成する。

2

非定常作業の安全管理要領

・燃料研究棟におけるイ乍業安全管理の自主的な保安活動として運用する。
・一般イ乍業(非管理区城でのイ乍業及ぴ管理区城での非放射線作業)で、特に安全確保上必要とす②運用の概要・燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領 1称.5「一般作業の安全管理」①定甍先Q)一般作業針画書

4-2 一般イ乍業(非放射線イ乍業)・燃料研究棟使用手引第N編第1章1.2項に基づく

・(北地区)放射線安全取扱手引第6章6.3項に基づく・保安規定第2 第1章第2飾第16条、同第17条に基づく②運用の概更・保安規定第1編第1章第3条(8)①定義先②放射線作業連絡票

・燃料研究棟使用手引第Ⅳ編第1章1.2項に基づく

・(北地区)放射線安全取扱手引第6章6.3項に基づく・保安規定第2編第1章第2節第16条、同第17条に基づく②運用の概要・保安規定第1 第1章第3条(8)①定艶先①放射線作業届

4-1放射線作業

以下に計画書等の定轆先と運用の概斐を示す。詳細については、それぞれ定義先を参照のこと。

4.計画書等の定輪先と運用の概要記載する。

計画外の作業は禁止する。また、本要領に基づき作成する計面書に計画外のイ乍業を禁止することを3-5計画外作業についてに対する措が行えるよう、イ乍業計画時に体制及び手順を明確にすること。

計画したイ乍業において他部屠が関係,る場合は、関係者間で異常時の速やかな連絡・設備の不具合

3-4計画した作業に粘いて他部署が闌係する場合

作業終了後に同要領書に従って様式一1作業契領(承認文書)の軽微な変更記録を作成する。

に該当する軽微なものである揚合は、施設管理者憾料試験課長)に口頭での了解を得、作業を行い、3-3計画書の内容に変更の必要が生じる場合承認を得た計画の内容に変更が生じる娼合は、変更の内容を反映した計画書を起案して燃料試験
課長の承認を得る。ただし、予め燃料試験課長と協議の上、その変更の内容が大洗研究開発センター
品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」燃材一QAS一施一大一01一促の 3、軽微な変更の基準われていることが確認できるようにチェックシート方式とするこど

C)放射性廃液設備等の機器を分・再組立てする場合に作成し、測寸する。(手順書通りに行が審ききれない楊合作成し、添付,'る。

b)複数の作業婁領の組み合わせにより作業を計画する場合であって、計画杏の様式にその闌連

場合に作成し、添村する。

・計画婁を起案するにあたって、以下の場合に作成する。
8)作業要領に定めのないイ乍業を計画する場合であって、計面書の様式に手順等が書ききれない・燃棄柳^におけるイ乍業安全管理の自主的な保安活として運用する。

②運用の概要

燃料研究棟本体施設・特定施殻共通作業要領 M4「安全イ乍業手順書の作成要領」①定鶴先④安全イ乍業手順書について1勧aえて使用許可チェックリストを作成し、.添付,、る。

・計画害を起案する橡に保安規定チェックリストを作成し、放射線作業届又は放射線作業連絡票

・燃料研究棟における{乍業安全管理の自主的な保安活動として運用する。

②運用の概契スト、保安規定チェックリストの運用」

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領 1而,フ「燃料研究棟に船ける使用許可チェックリ①定蔑先(3)使用許可チェック.りスト及び{呆安規定チェックリスト

し、添付する。

・一般作業計圓書、非定常作業計画害、放射線イ乍業届又は放射線作業連絡票を起案する際に作成

・燃料研究棟におけるイ乍業安全管理の自主的な保安活動として運用する。

②運用の概要・燃事恢究棟本体械設・特定族共通作業要領玲5「一般作業の安全管理」

・大洗研究開発センター安全管理仕様①定養先(2)一般安全チェックリスト

・燃料研究棟における作業安全管理の自主的な保安活動として運用する。
・放射線イ乍業届又は放射線イ乍業連絡票を起案する際に作成し、添イ寸tる。

②運用の概要リストの運用」①定義先
・燃料靭本体施設・特定施設共通作業要領 1、6「燃料研究棟における放射線安全チェック(D放身す線安全チェックリスト

4-3 安全チェックリスト等ている非定常作業計画書と同等である場合は、この限りでない。

非定常イ乍業に適用する。ただし、イ乍業計画書が、(北地区)放射線安全取扱手引、安全管理仕様
書等の他の要領弊、に従って作成・承認され、その内容が非定常作業の安全管理要領4.(1)で要求し②運用の概要、、ノ5.作業区分と計画の関連

作業区分に対tる計面書の適用とチェックリスト等の添付の関係を以下1こ示す。
非管理区域での作業
非請負)

管理区域内での作業(請負/,b請負)イ乍業区分放射線イ乍秦定常

非定常^のない作剰

非放射線作業(一般作業)

一般作業

定常非定常定常

非定常

チェックリスト等の添付

保安規定 使用許可 一般安全 放射線安チェック チェック チェック 全チェッ
リスト
クリスト
リスト
リスト

メント

安全作業
手順書
(非請負)

リスク
アセス

放射線作業届

0

0

0

0

0

0

0

'

放射線作業連絡票

0

0

0

0

0

0

0

▲

0

▲

0

'

一般作業計画書

0

0

0

0
"゛

0夷

非定常作業計画書

0嶺

0峯

0

0

凡例 0:適用、添付必要':安全作業手順はイ非請負かっ作業要領に定められていない作業であって、計画婁の様式に手順や安全対策を書ききれない場合に添付する。ただし、研究に伴うなどには適用しない。

請負作業の口は、請負契約の提出書類に基づく作業要領や作業手順イt替ずる。
ー:非適用、添付不要の他の要領等に従って作成・承※:放射線作業届、放射線作業連絡粟、^作業計画書が、刷ヒ地区)放射線安全取扱手引、 安全管理
認され、その内客が非定常作業の安全管理要領・ι(Dで要求している非定常作業計画 と同等である場合は、当該イ乍業計面に代えることができる。

。t凄"一四燮卓磯R'入火KギトへKネν

0田"沌益側1K入、R'入KKギトへK瓢e揃界一抑厘古埜州繕ギ涯"一コN忌沓,"一ν二や"一皿賢ρ知椿R'Kミ入H、W璽高週旨戯'Kミ入H*側似竪1.

R製・湛瞥り一榊鯛,0回,今倫亀憾9'入KKギトへK瓢.

Ⅸ律楓喜鄭,雌蛋氾、豊編'入下KギトへK令ν0叔金"一黙瞳R 厘古,剖や瑚"一腎遍.
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,涯果濫0熊肋レ゛N"熊、塗無,傑ν二0"一~書S冬饗矧樹り一円ゑ辧R1ν~入ス週卦埜繚軍g殴賭@1烋入楳謬獄璽K.

1熱入N恕置尿癒K.
択樒債@。゛、ヤ一峰,コ怪壁"一讐ρ、憾製側脚桓古.

輩獄堰燮入吠Kギト(K令【一系話圖迦厶入KKギトへK令'入スK炉トへK会嶋)

154

155

2

核燃料物質の貯蔵作業

貴任者

作業

■

任者

現場

室への

の

に、して

,、

のと.
フー

゛

個人情報保護の観点からマスキングを施しています。

・102 号室:1 試料・103 号室:2試料・108 号室:1 試料(2)資材のバッグイン
燃料研究棟本体施設作業要領NO.1「グローブボックス物品搬入(バ、ソクイン)」及びNO.8「アルゴン系グローブボックス物品搬出入」に基づく。
(3)資材及び核燃料物質のバッグァウト
燃料研究棟本体施設作業要領M2「グローブボックス物品搬出(バックァウト)」及びNO.8「アルゴン系グローブボックス物品搬出入」に基づく。
④核燃料物質の取扱い
核燃料物質の取扱いに関しては、燃料研究棟本体施設作業要領NO.39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の取扱い」及び燃料研究棟本体施設作業要領NO.44「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管理」に基づき取扱いを行う。
(5)その他
必要に応じて燃料研究棟本体施設作業要領NO.4「グローブボックスビニルバツク交換」に・101 号室:1 試料

H-1 で行う。

まナニ、メ燃'J^

作業方法①核燃料物質の確認及び貯蔵作業
グローブボックスおよぴフード内に存在している核燃料物質について、現状を再確認して整貯蔵庫に収納する。

AGS メモ燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画【2016 (AGS) 011102】に基づき、燃料研究棟グローブボックス内およびフード内に存在している核燃料物質を核燃料

目的

【確認)

研寅ウ'ι・コ加ト,'

燃料高温科学

■■

試駿課長

燃料

燃料試験課

平成29年5月24日

別添1

添付資料④

2

個人情報保護及び核物質防護の観点からマスキングを施しています。

平成29年5月24日作成「核燃料物質の貯蔵作業」(参照)

8.りスクアセスメント

燃料研究棟使用手引第5章異常時及ぴ非常事態の措置に基づく。

フ.異常が認められた場合の処置(3)本計画書で計画していない計画外の作業を禁止する。

(1)燃料研究棟本体施設作業要領NO.32「グローブボツクスの安全作業」に基づく0②燃料研究棟本体施設作業要領柚.33「フードの安全作業」に基づく。

6.安全対策5.作業予定日
平成29年6月1日~平成29年6月30日※2:安全管理にっいては^の指示に従い、作業を行うものとする。

※1:年間請負の作業者③作業従事者^②現場責任者^

4.作業体制、指揮命令(1)作業責任者

燃料研究棟 101、 102、 103、 108、^室及びフード(H-1)

3.作業場所

基づき、グローブボックスのビニルバッグを交換する。

作業実施体制
作業担当課長

代理

.^

作業責任者

^
現場責任者

^
請負契約に基づく監督員^
商>司網棄騰6建習ぶ4メMK、剛高dづ県叫0

JAEA 作業員^作業員裟1■

総括責任者

・核燃料物質の確認

・核燃料物質等の管理

^

作
業員炎1
総括責任者

^

作業員

^

作業員

^
・核燃料物質の整理

・核燃料物質の管理に係る作業

・核燃料物質の貯蔵作業※1

年問;負の作集者について(株^総括責任者(醸代理■)の指示に従い作業を行う。

妹^締艶者(■代理■)の栃に従"難行う

156

JAEA作業員■

冒鵬
総括責任者代理^・核燃料物質の確認

・作業内客及ぴ安全管理

・核燃料物質の整理にっいては、監督員(盟冒)の指示とする。

・核燃料物質の貯蔵作業

検項

マ=ユアル、手順密等は整備されているか、内容は適切か
最新の亦故トラプル情報を反映しているか。*

危険物排を取り扱うか。

①

②

目

翻■回■皿

高圧ガスを取り扱うか。

り

扱

攻

圧
高

水

気

扱

を
空
N

157

圧

を

高

気

圧

力

0

険

予

知
ン

ト

■■

真空ライン、真空ポンプ、吸込まれ、排気は適功か.

18@

床の四凸、段整、油、水、凍緒、床材、靴底、仮設接纂物当の転倒防止措置、荷崩れ防止
捨置、現場の斐生、注意事項

荷積の高さ、転がり止め、素堀り、支拘枠、足場強度、荷崩れ肪止措置、作業場の融認、佐倒のおそれはあるか。

崩壊のおそれはあるか。

刃物、医亜、ガラ鳩具、"イヤー、保握材の板金材等、現場の養生、匝西

タンク内、配管間、すき間、マンホーノレ、足揚、誘導、タグ表示、補助作業者、仮設
照明、保護具(ヘルメット等)

擦刺のおそれはあるか。

狭窄のおそれはあるか。

レ

個人情報保護の観点からマスキングを施しています。

不安定物、周ぼく、頭上作業、足下作業、吊荷、保護ネットの有無、立入禁止襄示の落下物のおそれはあるか。

作業立会岩

足場、はしご、脚立、ローリングタワー、滑り止め、高所、車上荷積、仮設足場の確保、脚立の固定、手すりの有無、朋口部の有無、袖助者の必要性

転跡・墜落のおそれはあるか。

30

@

28

27

26

25

24

23

22

21

20

19

点

危

険
予

知
の

ヒ

ン

ト

撮作禁止タグ、検危、接地、ジャンパーリフト管理、憶気保護具

ヒーター、加熱物、サンドバス、乾燥僻、ドライアイス、液体空素、液化ガス類、接触禁止

るか。

高温・低楓接触のおそれはあるか.

酸素漫度玲%以上、硫イヒ水素 10P陸以下、一酸化炭棄50P処以下、窒悲,性ガス、ドライアイ

酸欠・窒息の船それはあるか.

*(注)

擦制、映窄、巻き込み、挟み込み、摩擦力、感電等電気災害、火災、火{拓、高坦・低温接触、粉塵、噴出、河洩、爆発・破裂・飛倣、娠動・騒音、腐食酸欠・窒息、強度

献験・検査,饗手

阪ii磊}号可.放射線課量牢,被ぱく線量,空訓等他への影響,立会い随認.

1/'

レ

レ

■雷

■四

該当

該当欄が「しない」娼合は、レ印とする。「する」揚合は0で印し、その対策を本様式の(3/3) に記載する。
また、当該すると判断した点検項目番号、危険予知のヒント(必要に応じて追記)1こも0で印す。
類似作業等による作業手順の反映、事故トラプル事例の安全対策等の関連項目の反映等

適正な冶工具類や方怯を採用しているか。

ホーノレドポイントは明確か.

塩害、腐食性試薬(酸、アルカリ)、材質劣化、減内等、換気の確認
ス、酸欠危険イ乍業主任者、Ar溶接、換気の確認

連絡票の発行、落下の砿認.ボルトの緩み

腐食のおそれはあるか.

回転機械、エアハンヤー、チェンソー、コンプレッサー、往後運動機被、保1厘具(耳栓等)、

弁、フランジ、パッキン、閉止莚、安全弁(破壊板)、ガス抜き、残圧、残液、"'パーフロ

扱働・騒音のおそれはあるか.

唆出、課洩のおそれはあるか.

感電、停復雌、深電、艶緑不良、ショート、按統不良、アース、仮配線、活線、通椎中クグ、

電気災害発生のおそれはあタグ

洗浄時の水棄濃度

異常反応、乾燥、ガス、混合保管、乾固、系内液披、残圧、容器の昇圧、爆発性ガス、 Na

侮等)

挽合、ヒューム、粉砕、はっり、局所排気、フィルターの目詰まり、仙室への影響(電気設

火質使用チェックシート

爆発・破裂・飛倣のおそれはあるか.

粉堕発生のおそれけあるか。

火災発生のおそれはあるか。
(発火源を使用するか)

ガスバーナー、グラインダー、サンダー、溶接・溶断識、高担体(高担燕気等が流れる配管
袈面ヒーター等)、静電気火花、電気機嬰(漏皿・スパーク)、消火器の配匿、現扱の菱生、スパッターシート等の使用、火花の飛倣落下対策、火気使用の袈示、問一区域の作業者への伺知、火と可燃性溶剤等(危険物、有機溶剤、スプレー缶等)の同時使用厳禁、可燃性滞留
ガスの確認(換気.異い・検知邪・その他)、火気使用後の残火確認、監視人、火気使用許可、作業場所の確認目るか。

項

ベノレト=ンベアー、回転機器等安全カバー、ドア開閉、作業衣類(袖口、裾)、長尺工具類、

検

巻込み、挟込みのおそHはあ

風冒而

16

巧

14

玲

■■

12

■■
里皿
■■
脚■■

■厘
■皿

取扱手順書の整伽、モックァップ試験の必要性

使用経験のない工具類や方怯を採用Lているか.

Ⅱ(物、装置及ぴ作業ι号に関するもの)■■

酸欠危3負{乍案主任者、圧力容器取扱作案主任岩、ガス溶接作案主任者、特化物等{乍業主任者、
クレーン迎転士、フォークリフト運転有安格岩、危険仙保安盛督員、高圧ガス保安係貝有賓抱者を避任、指名する必要があるか。

^^@保護具は劃備したか.

ヘルメ外、匝翻、革手袋、安全帯、爾弄五葆護^

操作盤、電働槻器、回転機械、コンプレッサー、停止タグ(操作禁止タグ)

採光、照明、暗、まぷしさ、仮股照明が必要か.

9 明るさに対ナる配慮が'要か

状況、足場の柚保.有賣格者(玉掛け、クレーン排)■豆匝回、形状、吊具強度、運搬取扱用具、運搬方怯、防護具(革手袋)、囚ぱく方怯、御昏■^^

ジェッター、ホース等のけね返り、試運転の必要性(使用前通気通水の確認)、接統部の深洩、ホース等のけね返り

■■

■■

0

圧空ライン、コンプレクリー、ベビコン、ユーティリティ運転者への砿認、タグ表示

水素、酸梁、丁セチレン、窒素、圧縮空気、液化石油ガス、ポンべの転倒防止策、接続部の罰洩、表示の有無

缶、LPC 等)、SDS の配置、取扱可能楊所か、消火嬰の増備、同一作業扱の伺時火気使用厳
禁、トレイの必要性、使用Lた可燃性糟剤等の蒸発滞留、同室他作業者の有無、換気は十分か馬兩正1舌辰碑、有機溶剤、特化物、走劇物、腐食性ガス、その他可燃性ガス顛(スプレー

0

する L加

該当

8 停止する機器はあるか。

皿母物を敗り扱うか・摩擦は発生するか.

fき

作業責任者現場貴任者

.ー.

担当課室長

(関迎ヤニュフル名称を記靴tること.)
1.燃料研究棟本体施設(乍梨奥領怜1「グロープポックス物品搬入(バックィン)」
2.燃料研究棟本体施設作案嬰領怜2 「グロープボックス物品搬出(パックァウト)」3.燃料研究棟本体施設作索要領1、4「グロープボックスピニルバック交換」
4.燃料研究棟本体施設{乍業要領1、8「フルゴン系グロープボックス物品搬出入」
5.燃料研究棟本体笥設作業婆頼怜能「グロープポックスの安全作業」
6.燃料研究棟本体庫設作業要領冷33「フードの安全作梨」
フ.燃斜研究棟本体識設作業要悟玲39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の敢扱い」
8.燃料研究棟木休箪設作業要傾玲44「師えい,'るおそれのある粉末の核燃料物質の制隈管理」

核燃料物質の貯蔵作業(人の対応等に開するもの)

点

作業件名

一般安全チェックリスト

添付資料⑤■匝皿■冒■風冒■■盟■冒皿

158

策

〔安全対策〕

対
別添:有・@

・試料の玲を2名以上で確;豊してからバツグァウト作筵に入る。

りと操作を行う。(SRA H13)

突起物を有する工具等を取扱う時は、革手袋を使用する。(SRA N13)
.ビルバッグを溶着する時は、熔着状怨を2人以上で確認する.(S凧 1、D.グロープ操作及びビニルバッグの操作を行う際は、急,激な負圧の変動を避けるためゆっく

安全対策にっいてりスクァセスメントと閔連するものにっいては、りスクァセスメント表のN0を記載,、ること。

ホーノレドポイントは明確
か

擦削のおそれはあるか②ビニルバッグ取扱作業;安全靴(R 1作業靴)を履き、半面マスクを着用する。

保護具は地側したか.③フード作業 L竃全典(R H下業靴)を揖き、半而マスクを着用する。

危険物を取り扱うか移働に際して、容器に核燃料が収納されている場合は専用迎搬車を用いて運搬する。

^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^■^■^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^^

8.燃料研究棟木体施般作業要傾1、U 「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管

フ.燃料研究棟本体施設作業契領険39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の取扱い」

1.燃料研究棟本体施設作業要領険1「グロープボックス物品搬入(バックィン)」
2.燃料研究棟本体施設作業宴領1、2 「グロープボックス物品搬出(バックァウト)」3.燃料研究棟本体施設作業嬰領1、4「グロープボックスビニルバック交換」
4.燃料研究棟本体施設作業斐価怜8「アルゴン系グロプボックス物品搬出入」
5.燃料研究柳本体施設作業要領怜32「グロープボックスの安全作業」
6.燃料研究棟本体施設作業要領N033「フードの安全作業」

適用する作業価は以下の通り。

全'①アル,、ス 1王,ノーノレj'毛!便用ヲ:ぢ詠1ネ、天颪だ便甫じない。 1S11A 良ふ公""ーーーーーーー'②アノレパス(エタノーノレ) を使用する畷は、周囲に火気が無いことを確契する。(SRA M12)
①グロプボックス作業 委茎'祀一{R 1筰'案報}"基雇吾'C'準盲マスグ菱著甫子る。

擦は発生するか。

重燈物を取り扱うか・摩

適切か

備されているか、内容は

作業要傾、手順書等は整〔点検項目]

安

,4

社名:

簡勗りスクアセスメントシート(SRAシート)
作鳶件名核燃料物の貯蔵作柔参知看

作成:早成?9生5月?'日^.御1.駿盛にした時黛血尭生る有確冥に発生(、力回避不能)
可能性が高い(辻呈,れぱ回遍可能)
可餓性力4ある(奮ので回避可能)
ほとんどなし{うっかり 1,れば回作業期間中に援近する回數

713E~70

皿
Ⅱ

11~35
6 -10
0~5

の可

V

2-3日畏匡制砂」スクbAルリスウ*イン十2~3 間麹塵

1

半日哩匡

.

主蔓郁分の偏
分
一帥の価
ほ
し
なし
への

E

え
へΦえし、

岩並蝕偽用辺への
冨えい
ほ
なし

3

2~0日度

毎日1目極度
2~3日に1
1回喪民

多い
肺々ほとんどなしノ^

念隻害の亘大さ:1"^
塁J 被ぱくの重大さ
レん鳥

し《ル

:F
聞中に慢'す管(日敷)点数
1ケ月程匡の竹
1週聞極度の作嘉

3

度の目安

の趣度:D

P

致命的舌忘,笥盆金器二;§登、'上)陣害残 伯珪蟲個人敏ばく50"6リ以上
貫度;,14'3陣害残密(労皿健害等想 6 限度個人被ぱ(5品鳥1ミう
中廣き31冨よ':;i^1休業災書(入院 3 制限個人披ばく2011S^歪上匙度鮭症(医師1こよる手当有り休菓なし)
1 要戒個人被ぱく 111余盡窒
1 讐戒赤満個人被ばく 1ms¥ま鴻

軽塵衆満軽症未満(専場手劃後復帰)4.りスレル:R
客定総及
原
1 こ
Jス
不で
してりスウ
」スクアセスメンを」スを下るカリ
1可の封応麦行うて部まで
蔓.不可で
卑し、りス

10

る

を

リスクレベル皿の口のK 応の有無

る

0有●麺
羽殴の不蔓

措置(改善)事項

ー・ーー・ー・0・風目____酬器盟盟噐噐
皿器噐盟盟噐
冒冒自冒冒冒冒冒冒冒冒島

改善内容分顕'(2

改吾内宴分氣:(具休,な対策等

溶普中にピニルバッグが動かないよ
うにサポート員が柚助する.
・溶普中の溶紬状醒を2人以上で確認
す'る

3

改善内容分頻.(訣=踊並@商>ま建痴膿8遵註ふ4Xさ、剛誠やバ三冊一,"吻側候咋脚^候頒^團囲■匪血血画面_需面禽゜'ー゜'

4

スクレペノレが皿であ0て罪室ホKYによる事硫記を認めたは、その旨を i

改善内宅分類.(

に記する

様式1.4
NI

検討封象工覆(作業の状躍)

件

作煮分顛

圏鬪團■■■皿豆■囲国囲

推伍(改碧)事項',・ー・-0-ーー・風目.'ユ

改善内客分類:(ーー"'・"黛滞咽、囲W,、、.'

改善内箸分類:(叢灣炎1巌諭;'邑目田■■■■■旦四回匝
NO.

3

朏、、、'ー""冨昌冒冒冒盲冒舌冒島冒島
如腺堤'一如"候頒圏囲囲回■■■豆'酉囲■囲・・ー・、ーーー・画目・
1結だ発識瀧將・1醤郡轟盤邑囲..■■■画■■■皿
具体酌な対笊等は、急撤な会圧b壷動による讐諏吠鳴 3を販けるために、ゆ0くり乞行う

2.際制の恐れがある作宗は、工具の使用や裴の挿作に係わらず必ずグロー
プに革手隻を砦用,る
4

冒邑■三"..Ξ0■"

巨盟冒1冒冒置言冒冒冒冒注)りスクレベルがⅢであって課室長がKYによる確認を認めた 0は、その旨を,事項に記 tる

159

改善内容分頻:(改善内客分類:(措置(改)項改善六容分類:(

改善内客分類:(

改善内客分類:(

改善内容分纐:(保安規定チェックリスト
件名

核燃料物質の貯蔵作業

第1種又は第2種の一時管理区域の設定の必要はあるか

2 2.2 2-1-1
2 2.2 2-1-2
2 22 6-1-1

4
6

記U餌

2

6-1-2
4-1
6-8-1

郎郁

6 6

6-3
6-5

4
8 8.3

使用手引き

保安規定

編章節条 編章・項様式
7

1-2

該当NO.1、 2、 4、 8、 32、 33、 39、 U
該当Nn
該当Nn

一燃料研究棟特定施設作業要領

年問使用計画に基づいているか
使用実施計画に基づいているか

5 1→作業要領はあるか"
一燃料研究棟本体施設作業要領 1.本体施設作業要領→燃料研究棟本体施設作棄要領Ⅱ.主要試験装置の機器取扱要領

措置

適用

有有

手引き

ローハツスーのハツア

一一

確認項目(保安規定第7編関係)

放射線作業連絡票を起票する。

3 3

液体廃棄物は発生するか(放射性廃液は廃液貯梧に流さないこと)
廃棄物の仕掛品は発生するか(材質分類困難なものについては事前協議)

放射線作業に該当する。

23→放射線作業連絡票か

8

5 6 7
ー
ーー

→放射線作業届に該当するかーー

管理区域外への物品の持ち出しはあるか
放射線作業か

2233
ーーーー
2222

放射線業務従事者の指定及ぴ解除の必要はあるか

2114

2

→解除したか

放射線安全取扱手引

保安規定

編章節条 章項様式

2

一設定した場合、立入の許可は与えたか

措置等

ーー

→解除したか
立入制限区域の設定の必要はあるか

適用
有無

無無無無無無無有無有無有確認項目(保安規定第2編・第3編関係)

世料研究棟使用実施計画(ト129年6月)に記難する.

7 1

3 1 1・1.4 1-1-2

7 1

4 1 1・1.5 1-1-3

核燃料物質の最大取扱量を超えないか

7 2 -6 1 2・2.1

警報装置の解除の必要はあるか(検査、補修及び改造等の場合のみ)
負圧維持の解除の必要はあるか(検査、補修及び改造等の場合のみ)

7 2

72・2.2 1-2-2

7 2

82・2.2 1-2-3

7 2

10

2・23

7

13

3・3.1 1-3-1

プルトニウム使用表示盤に表示の必要はあるか

核懲料物質を使用するグローブボックスで作業行うため、表示する.

計画停電の必要はあるか
修理及ぴ改造計画に該当するか
D当骸作梨の作稟要傾が無い場合、非鯖負作梨の場合は、計画書の様式の垂に作業の内容、手顕、安全対策を明記するか計画書に安全作

3ー、、

7 3 -15 3・3.4 1-3-3)晴手順書を添付のこと.請負作案の堤合は、契約に基づく作案手傾容等を計画舎に添イ寸すること.
並
@

160

161

の

組
の

験を

1)イヤモンドカッタ等を用いて

型

外周研削

無

つ,

廃.の却処理を行う。

つ。

疋用試

の

加工処理をテ

照試験用ぺレットの外周研削を行

3)

無ペレットの切断、穴朋け等の加工を行 無

酸化逓元 2)空気、 Ar・8%H2 ガス等の雰囲気で
熱処理の酸化物の仮焼、酸化物中の酸素/金属比の飼節のための熟処理等を行う。

試" nl

口金.半斗
出形装置等を用い、金.'の'
製造
造を行う。

行う。

つ。

無

無

無無

(空気雰囲気)1 4 2 -D

(空気雰囲気)

132-D

131-D
(空気雰囲気)(丁ルコ'ン雰囲気)

金相

3 賦料の比熱、店熱等の測を行行う。
2)試'のを行う。

1 アーク溶解炉を用し、口金調を

無無無

124-D

(空気雰囲気)123-D(アルコ、ソ雰囲気)

合金鯛'3)融電解についての各種{・を試

無無無

115-D

2)熱処理により"の回収を行う。

,処理

電解試

(アルコ、ソ雰囲気)

験する。

1)合融電¥で属試料を調する。

電畢

囲気保持のための中継作業を行う.

品等を搬出入するときのアルゴンガス雰 有使用目的の通り

無

無

金属不

物定母

(空気雰囲気)211-W(空気雰囲気)(空気雰囲気)

つ。

秤量
812-D

(空気雰囲気)

912-D

911-D
(空気雰囲気)(空気雰囲気)

902-D

901-D
(空気雰囲気)(空気雰囲気)

821-D

用試 1

ン溶接作業の畑備を行う。

燃ぺレットの

の

弓

の

の
甘ン
による熱'響を去するための熱燃
溶接部の処理を行う。

ビン、
染を行う。

部の溶接等を行う。

填の燃'ビ'の秤量を行う。
2)
及ぴ銀,キープセルまたはステ
ンレス銅管への封入を行う。
中の素の量を行う。

1)酸素・素析及ぴ

試'中の酸素及ぴの量を行う。

、ピン燃料ぺレットをした
溶接

溶

素分析

試"封入

酸素・
素分析

(アルコ'ソ雰囲気)等を行う。

ウラン・プルトニウム分析試料の秤量の弾性宰測定を行う。

音測定により、ルトニウム化の査の及び極微小領城の元素分析を行う。

プルト=ニウムの定量を行う。
ウム分析(空気雰囲気)811-Dワ。

量 2)試料中の素のを行う.

ウラン.電差滴により、ウラン・プノレト(空気雰囲気)
802-W

(分析室)

(空気雰囲気)

秤

801-W

,子
析

108号室

711-D

(空気雰囲気)

702-D

素

試
表面1)電子ケ置で観析する賦処理
料の前処理として試料の表面処理を行

701-D(空気雰囲気)回を行う.

回 Tを行う。
各種賦の 1温χのX

出 X 回料、品の出入を行

温X
回折

高温
測定

109号室
(照射準備
室)

空で試'を n熱し、クヌンセンセ

ル質量分析計等により蒸発種の分析及ぴ蒸気圧等の測定を行う。

(空気雰囲気)303-D(空気雰囲気)無無を高周波プラズマ励起で発光させ、その光スペクトルを分光分析して不純物元素 無の同定及ぴ定量を行う。

賦を直流アーク加,、宰、比熟等の黙定数の測定を行う.

2 素恬量定、平'素圧力測の試験を行う.
レーーフラッシュ法により、つ。

末あるいはぺレット試料の熟処理を行

回T 各(空気雰囲気)

107号室
佑EM室)

301-D

103号室

(X線室)
302-D

定

(空気雰囲気)

気圧測

熱
定

202-D

102号室

(物性室)

212-D

及
3)酸化プルトニウムの解献験後のプルトニウムの精製を行う。

、ツクス廃液の固化処理

無無無無無

(調製室)

圧粉'の製作を行う。

物品搬出
アルゴンガス雰囲気(114・D及ぴ115・ノ、D)グロープポックスへ核燃料物質、物

形2)空、不活ガス、還元ガスの雰囲気下で試料の熱処理を行う。

1 1 4 -D

113-D
(空気雰囲気)、、不活性ガス(AT,Hθ等)、還元保管を行う。

性ガス(Ar一鵠H2)等の雰囲気の下で圧粉体の焼結を行う。

1)

のー

無無無無

(アルコ'ン雰囲気)

焼

試"のー
時保管

原、試料の秤量を行う。

無

を行う
ロ^
2)
等を行う.

使用の概要

1)プルトニウム試'の化学、処理 無高温熟処 1)真空、不活性ガス(At,He等)、還理
元性ガス(Ar・8%HP等)等の雰囲気下で粉

入X

108-D

(アルコ'ン雰囲気)

107-D(アルコ'ン雰囲気)

106-D

革量

塊状ぺレット等の'末賦の合等を行う。

熱処理等を行う。

(空気雰囲気)

201-D

早・

143-W
(空気雰囲気)

製

使用目的
溶液理

グロープボックス

無無無無無無無無無

101号室

D

(フルコ'ン雰囲気)

合

105

・混

解釈

使 用許可チェックリスト

無無

101号室

101号室

104-D
(了ルコ'ン雰囲気)・混
塊状ぺレットの砕、、試料の混合の準備
合の準備等を行う。

n.を

103-D
(アルコ'ン雰囲気)

反い炉あるいは小用し、真空、不活性ガス(Ar,H0等)、還元性ガス(Aユ・-8%H2)等の雰囲気下で試料の 無

添付資料⑧
ν3 別添1

グローブボックスへ核燃料物質、物品等を搬出入するときのアルゴンガス雰囲気 有使用目的の通り保持のための中継作業を行う。

アルゴンガス雰囲(102-D~10B-D)

温ム
反応

品搬出

使用の概要

102-D
(アルコ'ン雰囲気)(空気雰囲気)入101-D

使用場所グロープボックス使用目的

件名:核燃料物質の貯蔵作業

使用許可チェックリスト

無無

無無無

、つ

解釈

2/3 別添1162

113号室 α固体棄吻一n'保管
(計量躍備
室)

の母

β・γ固棄物一 ,保管

桜器の搬出入管理用試料の

無

無

解

物質を

司・るまでの問、一時保管する。

α固棄物を棄吻理施設へ移送

非破壊計量装置を使用して評価する。

固体棄にまれる

有使用目的の通り

無型機器の搬出入及びβ・γ固体棄物を廃棄物管理施設へ移送する主での 無間、一時保管する。
有使用目的の通り

ムを含む廃液を3リットル以下の容器に入れ廃液保管棚に一時保管する。

固イ処理を行うまでの間、プルトニウ

使用の概要

実験室で採取した
蒸発乾固等の作業を行う。

無

発乾固

無

ウラン,
金属ラン、酸化ウランの頂の秤料の取扱 量、仞断、研磨等の作業を行う。

し、3/3 別添1
解霖

有使用目的の通り

用

化学試薬 2)化試薬の調製等を行う。
等の調製

1)貯蔵容器点検の作を行う。

使用の概要

使 用許可チェックリスト

使用目的

汚査

使用目的

一時保管

112号室 j'棄中の核燃
(非破壊
計量室)

ク室)

106号室大(トラッ,エフ"峽液保管室)

105号室廃

使用場所

倣射線管
理測定室)

H-4

H-3

(工作室)

部号室

H-2

H-1

フード

1Ⅱ号室

(分析室)

108号室

使用場所

(1/4)

163

作業の中断、作業の見直し判断基準にういてロ÷■①事前の作業エリア、作業対象物のサーベイ(線母率,空気中放射性物質濃座,表而密度)結果を基に作業中、後のサーベイ計画について検討したか(θ)サーベイ対象物(身体,作業対象物,廃■棄物の仕掛品)(b)サーベイ時畑(C)線種(α,β,γ,中性子)②必要な放射線測定器について過去の作業実績を基に検討したか(ヨ)使用する測定機器(αサーベイメー,.β(γ)サ冨ーパイメー,,電雌箱他)(b)放射線測定器の配置場所及ぴ必要台数■(d)被ばく線量の推移、変動等(0)作業エリア外への表面汚染の拡大の見直しの判断基準について検剖したか(a)線量率の上昇(b)空気中の放射性物質濃度の上昇①以下のポイントにおける作業の中断、作業①関連股備への(からの)影響について検討口
したか②関連機器、配管のパルプの開閉状態を硫認口
し放射性物質の噴出、派えいの恐れについて
検討したか

口

①放射線レベルの低誠(線源の除去,フラ" 亜 10
グ,除染,遮、い,汚染拡大肪止,局排機の股置)口②被ぱく時朋の短縮(教育,モッ,アグプトレーニング,遠閏
傷操作,作業環境改善,設伽改善,線量宰
表示)
■
口
③その他

いたか
③その他

■■

5

作業中の状況変化につ

4

■ 10

する 1し之い②以前実施した同種、類似作業の結果に基づ ■ 10

①帯前のサーベイ結果に基づいたか

具体的検討内容

該当

樫

■

口

口

ロロ

いて

作業中、作業後のサー、イ計画にういて被ばく低滅の措価(計価値)

被ぱく線量は適切か

目

3

2

1

項

料献験課

作業担当課室α

燃料物質の貯蔵作業

作業件名

備

考

記峨する。
4)また、該当する項目のうち、上記 3)以外のものについては、検尉結果を「放射線安全チェ
ツクリスト検酎結果」に具体的に記戟する。

3)該当する項目に対して、検討結果に相当する内容が放射線作業届、放射線作業連絡票、作業要領、安全作業手順書に記載されている場合は、チェックリスト備考欄にその名称、頁等を1)「放射線安全チェックリスト」及び「放射線安全チェックリスト検討結果」は、放射線作業届及び放射線作業連緒票に添付する蛮料である。
2)放射線作業の立案に先立ち、各項目について検討を行い、該当の有無を確認する。

放射線安全チェックリスト

添付資料⑨

目

その他
)ホールドポイントは明確か(燃材施般)

命令系統について

述絡通報体削」・指揮

Jコいて役割分担及ぴ配置について身体防護具の使用について呼吸保護具の使用に個人被ばく管理用機の使用についてについて汚染の拡大防止対策

いて作業区域の区分につについて

廃棄物、物品の取扱

項,る IL加

該当

1

1質

;■

匪

口

■

口

■

■

口

口

査、重要手順①その他検討する内容はないかイ)放射能汚染、放射線線丑率、被ばく線量、空胸等他への影専、立会い確認、献験・検

たか

■

口

①保安規定、使用手引、事故対策要領を基に通報連絡体制・指揮命令系統について検討し■ 10

たか①人員配億、作業の役割分担について検討して検したか

度,線量率)、作業内容、作業区城を基に使用する身体保艘具(ゴム手袋、シューズカバ
タイベックスーツ、酢ビスーツ、鉛エプ
ロン、鉛手袋)の使用(選定・評価)につい③作業環境(空気中放射性物質濃度.表面窟 1

検討したか②作業環境(空気中放射性物質濃度,表面癌度)、作業内容、作業区分を基に使用する呼吸保談具(半面マスク,全面マスク,エアラ■ 10
インマスク)の使用(選定・評価)について①作業環境(線量率)、作業内容、作業区分を基に使用する個人被ぱく管理用機器(ガラスバッジ又はOSLバッジ,りングバッ個10
ジ,警報付ポケット線量計(APD),ポケ
ツト線量計他)の使用について検討したかついて検尉したか③鋭利な物の養生、摩擦の発生、重量物を取口!画り扱う場合の窟閉材料(グロープ)の保護にの養生について検酎したか②作業区域、作業機材、周辺機器及ぴ測定器口;■

したか①ミスト.ダスト・ガスの閉じ込め(グリーロ ■ンハウス設置)対策、養生方法について検討!

(f)防護具着脱装場所(d)機材置場(e)通路(0)廃棄物の仕掛品置堀(ヨ)主作業区域(b)サーベイ区城か①作業内容を基に作業区域を定め、区画した③廃棄物の仕掛品の搬出について検酎したか口!冨

ついて検討したか②放射性物質、汚染された物品の処理方法に口 1■て検討したか①発生する廃棄物の仕掛品の処理方法につい■!ロ

具体的検尉内容■口冨ロロロ

■口口■

口■塑口

備

考

(2/4)

164

1

番号

目

β、γ線について測定を行う。

①発生する廃棄物の仕掛品の処理方法について検討したか

拡大防止策、原因究明、除染作業、作業方法の見直しを行う。

作業中及び作業終了時の汚染検査により汚染が発見された場合は、作業を中断し、直ちに呼吸保談具の着用、身体保護具の交換をhう。その後作業責任者へ連絡するとともに、その指示に従い汚染(b)放射線測定器の配置場所及ぴ必要台数
本作業を行う時は、α線用及びβ・γ線用サーベイメータを各1台配侃する。
①以下のポイントにおける作業の中断、作業の見直しの判断基準について検討したか(b)空気中の放射性物質濃度の上昇
作業中に放射性物質機度が異常に上昇し警報が吹鳴したら、作業を中断し作業の見直しを行う。
(C)作、エリア外への表面汚染の拡大

β・γ線用サーベイメータ(線量当垂叩測定用)を使用する。

必嬰な放射線測定器について過去の作業実繚を基に検討したか(8)使用する測定機罧
本作業は、これまでに実施してきたグロープボックス及びフード作業と同様であり、α線用サーベイメータ(汚染検査用)及ぴ

α、・グロープ及ぴビニルパッグ交換時のポート表而、ビニルバッグ切
り口、グロープ表而の汚染検査を1丁う。
・核燃料物質の汚染検査及ぴ線量当量率測定を行う。
・廃棄物の仕掛品の汚染検査及ぴ線岳当量率測定を行う。
(b)サーベイ時1切・身休については作業終了時、作業区域内については作業開始前及
ぴ終了時。
・グロープボックスのグロープから手を抜いた時。
・フードから手を抜いた時。
・グロープ及ぴビニルバッグ交換時
・グロープボックスからのバッグァウト時及ぴ所定の容罧への収納時。
(C)線(α、β、γ、中性子)

・身体及ぴ作業区城内の汚染検査を行う。

ス及びフードは、表面線量率が20μSV/h以下である。
以前実施した伺種、類似作業の結果に基づいたか
作業場の予想レベルは、放射線作業連絡票に尓す通りである。想定される作業時問は、これまでに実施してきたグロープボックス及'フード作業と同様である。よって、放射線作業連絡票ι一示す線量(< 0.1msv)は適切である。
放射線レベルの低識
作業中及ぴ作業終了時に汚染が発見された場合は、直ちに施設管理者へ迎絡するとともに、その指示に従い汚染拡大防止措置を行う。
被ぱく時閻の短縮
作業前TBMにて作業内容を確認し、作業時問の短縮を園る。
①事前の作業エリフ、作業対象物のサーベイ結果を基に作業中、後のサーベイ計画について検討したか(a)サーベイ対象物(身休、作業対象物、核燃料物質、廃棄物の仕掛品)

5月Ⅱ日の測定結果より、本作業で使用する行う各グロープボック

事前のサーベイ結果に基づいたか

具体的検討結果

について

核物質防僅の観点からマスキングを施しています。

(C)廃棄物の仕掛品置場
・γ固体廃棄物の仕掛品:106号室
α固体廃棄物の仕掛品:n3号室

101、 102、 103、 108^号室

放射性廃棄物管理要領に基づき、施設内の紙バケツ等に収納する。
作業区域の区分につ ①作業内容を基に作業区城を定め、区画したかいて(a)主作業区城

廃棄物、物品の取扱作業の中断、作業の見直し判断基坤につい作業中、作業後のサーベイ計画について

被ぱく低減の措置

被ばく線量は適切か
(計画値)

項

(3/4)

(4/4)

その他
)ホールドポイントは明確か(燃材施
設)

個人情報保護及び核物質防護の観点からマスキングを施しています。

.鋭利な刃を有する工具等を取扱う時は、革手袋を装着する。
.グロープボックス作業中は、常時負圧を監視する。
.試料のパッグァウト時には2名以上で ID を随認する。

認、試験・検杢、重更手順イ)放射能汚染,放射線線母率、被ぱく線量、空欄等他への影響、立会い確

1その他検討する内容はないか...^■..■■.^^^..^.......^^.^.^.■.●.■^■^'^'■昆^●^●^●^●●^●^●●^●●■●●^●●●●

現揚責任者

指押命令系統作案責任者

事故時の述絡通報体制は燃材部事故対策要領に基づく。

作業指示を行う.

作業中に疑誇が生じた娼合は、作業責任者に連絡して指示に従う..作業責任者は、必要に応じて施設管理者に連絡し、適切な統について検酎したか・連絡体制

・2名以上で作業を行う.

保安規定、作業手引、班故対策要領を基に通報連絡体制・指押命令系

連絡通報体制・指揮命令系統について.特殊作業衣、特殊作業帽子、軍足、安全靴(R 1作業靴)、ゴム手
袋2重、半面マスク携帯を基本装備とする.
人員配置、作業の役割分担について検酎したか

討したか,_撞査の実施n寺1ネ、肖t面マスクを.培用する._,,1雫'璽"謀斑二"'"筰'藁丙'蓉'丁"筰、粂"崖'騒'芝喜'1三徒甫子"岩爾一様葆霞"真'iごっいて蘓.グロープボックス作業時、グロープ交換作業時、ビニルバッグ交
換作業時、バッグィンバッグァウト作業時、フード作業時、汚染討したか

ただし、^での作業時にはポケツト線量計を蓼着する。
"筰'藁裁斑二、"筰藁丙、蓉:""筰'禁匡芬'著'塞IE"使甫1子岩様襲葆設"眞'にっいて系して作業を行う.

本作業は、 CBの表而が20μSV/h以下であるため、 OSLバッジを着用の使用について検討しナ・か作業環境(線量率)、作内容、作業区分を基に使用する個人線量計

つレ、て役割分担及ぴ配憧について身体防談具の使用に0いて呼吸保謹具の使用にの使用について個人被ぱく管理用機

165

燃料研究棟(施設番号3)

大洗研究開発センター(北地区)施設編

核燃料物質使用変更許可申請書

添付資料⑩

911-D

フード
H-】

使用場所
108 号室の熱処理

燃料ピン溶接部

除染

燃料ビン溶接

使用目的

H-4

(工作室)

理測定室)

(放射線管

(3)・26

蒸発乾固

H-3

開号室

ウラン燃料の取
扱い

H-2

製

汚染検査

IU号室

(分析室)

使用目的
溶接準備

使用の概要

(続4)

使用の概要

蒸発乾固等の作業を行う。

(H19.3)

実験室で採取した放射線管理用蝕料の量、切断、研磨等の作業を行う。

金属ウラン、酸化ウラン等の原料の秤

1)貯蔵容器点検等の作業を行う。

(続5)処理を行う。

溶接による熱影響を除去するための熱を行う。

燃料ピン、実験器具等の低汚染物の除染部の溶接等を行う。

燃料ぺレットを装填した被覆管の端栓

溶接作業の準備を行う。

燃料ぺレットの被履管装填等の燃料ビン

第2-1表使用の方法(フード)(空気雰囲気)912-D(空気雰囲気)(照射準備
室)(空気雰囲気)902-D(空気雰囲気)901-D

グロープボックス

109 号室

使用場所

第2-1表使用の方法(グロープボックス)

備

貯蔵棚

ムン

貯蔵棚
燃料棒

設

166

天然ウラン

^

1

劣化ウラン貯蔵箱

N016

NO.1 5

M

備

NO.16

化合物

及びその

トリウム

周

天然ウラ
固
ン・劣化
ウラン及
ぴその化
合物

種類形

縮ウラン
及ぴその
化合物

(3>31

体

態

ウム・濃燃料棒

プノレトニ

の化合物

ン及ぴそ

1,000 宮各 10,00OE

ウラン又はトリウム貯蔵制限量

各 1,ooo g

濃縮ウランで各 1,500 且

貯蔵箱1個に対する(PU+
勿5U)貯蔵制
限量(H19.3)

核物質防護の観点からマスキングを施しています。

1個

貯蔵棚に

濃縮ウラ

^

各 300宮貯蔵容器1個に対する(PU
貯蔵容器の 十如6U)貯蔵
制限量
数

貯蔵箱1個

態に格納するMI・ 15

プノレトニ

類形

^使用方法

トb.14

'^

1

種

第8-1表

ウム・濃
縮ウラン
及ぴその 固体(粉
末、ペレ
化合物
各最大5個
ツト、結
晶等)

ト島'

名称貯蔵箱 NO

設

濃縮ウラ

場所

場所

プルトニウ

167

平成29年3月27日

燃料研究棟本体施設
作業要領

添付資料⑪

必要人員:核燃料物質を使用する場合は2人以上区域放射線管理チームの立会い:放射線作業の内容に応じて協議
服装:ワンビース、布帽子、布手袋、ゴム手袋及ぴ半面マスクを着用する。

3

5

個人情報保護の観点からマスキングを施しています。

⑧適宜、フード内の取り扱0た試料、工具、機器類を整理整頓する。

業衣の汚染検査を入念に行う。

⑦フードから手を抜き出tときは、腕カバー及び一番外側のゴム手袋を脱装し、手、腕及び作⑥フード内へは必要以上に腕を差し入れない。

袋の損傷を防止する。

⑤フード内の工具等の鋭利な突起物は先端を丸めるかテープで巻くなどの処置を施し、ゴム手しないように、十分な固定養生を施すこと。

④カッターを使用する場合は、柄付きのものを使用し、刃の飛ぴ出しや角部でゴム手袋が損傷

・その他擦刺の恐れがある作業

・摩擦力の発生が想定される作業・重量物の取扱い作業

・突起物を扱う作業・鋭利な刃を有する工具を扱う作業

袋を着用する。

③以下のような擦刺の恐れがある作業の場合は、工具の使用や装賃の操作に係わらず必ず革手②作業前にフードの吸引状態が正常であることを確認する。(面速計は用いなくても良い)用する。

ム手袋の袖口をテープによりシールする。必要に応じて、三重目のゴム手袋と腕カバーを着①作業員は、半面マスクを着用する。また、綿手袋の上にゴム手袋を二重に着用し、内側のゴ(D フード作業に加え、フードの安全作業のため以下の事項を遵守すること。

第6章放射線作業に関する注意事項

放射線安全手引に定められている以下の注意事項

作業手順

4. 必要器材等:革手袋、ゴム手袋、腕カバー、綿手等

制定

作成担当者^
1

フードの安全作業

2

M33

平成 19年8月20日

168

険物、水の使用上の注意事項に準ずる。

⑪ガス、危険物、水の使用にあたっては、燃料研究棟使用手引第Ⅱ編本体施設第1章1.3ガス、危⑩薬品の管理、硝酸等の取扱は慎重に行う。

検査を行う。

渡す。その際、補助者は作業者の手に触れないように注意する。搬入後は、補助者の手の汚染⑨物品をフードへ搬入する場合は、スライド式ガラス窓面のフード内直近で補助者が作業者に手

169

汚染検査
1) 貯蔵容器点検等の作業を行う。
化学試薬等の調製 2)化学試薬の調製等を行う。

使用の概要

使用変更許可申請書で明示されている範囲

許可に詳細な作業内容は記載していない。
しかし、許可の内容どおり使用する上で、核燃料物質
を汚染が拡大しないようにGBから搬出して貯蔵容器に収納するなどの作業は、必須・自明の行為（GB設備を有する施設では一般的な作業）●GBの使用前後における作業
・GB使用前における樹脂製の袋の貯蔵容器からの取り
出し
・GB使用後における樹脂製の袋の貯蔵容器への収納●核燃料物質の不適切な管理に関する作業
・貯蔵設備から移動した貯蔵容器を開け、内部の空きス
ペースを確認 （今回事故が起こった作業）
・空きスペースが確認できた場合、核燃料物質の入れ替え（整理・集番）を実施し、貯蔵容器内のスペースの効率化を図る計画 （4月にも別容器で実施）

作業

7‐3 使用施設の設備【記述】
・フードの材質、性能

・第2‐2表 フード(H‐1)の非密封の最大取扱量

H‐1

フード 使用目的

２．使用の目的及び方法【記述】
・本文に特に記載はなし
・第2‐1表 フードの使用目的、使用の概要

フード（H‐1）

グローブボックス及びフードにおける核燃料物質取扱方法の概要

燃料研究棟本体施設安全作業要領№2 から

８．貯蔵施設の位置、構造及び設備
8‐3 貯蔵施設の設備【記述】
・貯蔵棚・貯蔵箱・貯蔵容器等の個数、仕様等
・第8‐1表 貯蔵設備の使用方法
貯蔵容器等の貯蔵制限量／個・第20図a,b 貯蔵容器の構造図※※ 核燃料の収納状態（容器をビニルで包み、貯蔵容器に収納した状態図

貯蔵設備

2重化

108号室フードー燃料
貯蔵場所間の移動

樹脂製の袋
（１重）

バッグイン／アウト

核燃料物質
収納容器

グローブボックス物品搬出（バッグアウト）の手順③ 中央の溶着部を注意しながらハサミで切離② 搬出物をビニル
バックの先端まで移動し、ビニル溶着装置でビニル
バックを３か所溶着① バックポートの内蓋を開け、ビニルバッ
クを損傷させないよ
うに搬出物をビニ
ルバックに納め、グ
ローブボックス外に
引き出し内蓋閉め

7‐3 使用施設の設備【記述】
・GBの材料、性能、警報装置等

２．使用の目的及び方法【記述】
・核種、化学形・物理形等
・第2‐1表 各GBの使用目的
使用の概要
・第2‐2表 各GBでの最大取扱量

グローブボックス（GB）36台

添付資料⑫

添付4.1.3
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の点検等作業の状況

点検等作業実施済貯蔵容器(H29年2月～6月)
内容物：「M化合物/スクラップ」
以外
30個(異常なし)

点検等作業
未実施貯蔵容器

本事象に至った貯蔵容器（H29年6月6日）
内容物：「M化合物/スクラップ」

1個

20個

合計

80個（全保有貯蔵容器）

内容物：「M化合物/スクラップ」
以外

29個「M化合物(化学形)/スクラップ(物理形)」：UとPu等の化合物を含む実験済みのスクラップ試料
注：6月9日に機構から、これまでに点検を実施し異常がなかった貯蔵容器の個数を31個と報告してきたが、これは点検中の本事象に至った貯蔵容器も誤ってカウントしていたものであり、正し
くは30個であることがその後の確認作業で判明した。

170

添付 4.2.1

退院後の作業員聞き取り概要
作業員 5 人を 3 班に分け、所長、副所長をヘッドに、約 1 時間聞き取りを行った。
主作業員が、運搬された貯蔵容器を開け、内部の状況を点検する作業を実施した。
5 人の役割は以下のとおり。
【役割】
作業員Ａ（補助作業員）：作業員Ｅの左後にて作業のサポート及び貯蔵容器の運搬を実施＊

作業員Ｂ （補助作業員）：作業員Ｅの右横にてスミヤ測定及び貯蔵容器の運搬を実
施＊作業員Ｃ （記録者）：作業員Ｅの右横にて貯蔵容器内容物の写真撮影及びスケッチ
を貯蔵容器ごとに実施
作業員Ｄ（補助作業員）：作業員Ｅの右横にて作業のサポート及び貯蔵容器の運搬を実施
作業員Ｅ（主作業員）：貯蔵容器を開け、内部を点検する作業を実施【聞き取り内容】
作業員Ｅが、貯蔵容器のボルト 6 か所をゆっくり対角線上に 4 本を外した後、残り2 本のボルトを緩めた際に貯蔵容器内圧が抜ける音が「シュ」としたため、蓋と貯蔵容器本体のすき間について全周スミヤをとり、汚染なしを確認した。中からエアが抜けるのは室温が比較的高い場合に経験があり、全周のスミヤで汚染がないことを確認できたため、作業員Ｅは引き続き作業を進めることを判断した。
作業員Ｅが片手で蓋を持ちながら、残り 2 本のボルトを外したと同時に樹脂製の袋が破裂した。蓋はその後、フード内に置いた。
破裂の際、作業員Ｅは腹部に風圧を感じるとともに、ほかの作業員全員が破裂音を聞いた。貯蔵容器からモヤモヤとした内部からの漏えいが認められた。マスク越しではあるが作業員Ｅは異臭がないことを確認した。また、作業員Ｅがゴム手袋越しではあるが、貯蔵容器に触れたところ、温度上昇はなかった。
作業員Ｅは、貯蔵容器内の状況を注意しながら、進展などの兆候がないことを 1 時
間以上にわたり確認するとともに、汚染している外側ゴム手袋を新しい物に交換した。
その後、貯蔵容器の蓋をのせて、フードの扉を閉めるほうが良いと考え、それぞれ行った。
破裂直後、重大な事象であることを判断し、作業員全員、プルトニウムによる汚染を室内に留めることが最重要と考え、108 号室の入り口扉を内側より施錠するとともに、同室の非常口外側の目張りをするよう要請した。
室外との連絡は、室内に設置された電話を通じて作業員Ｄが継続的に行った。
各人とも汚染確認を行い、フード近傍にいる者が高い値である傾向を全員で確認し171た。入り口扉や非常口への汚染拡大防止を図るため、各人とも基本的に事故時の位置にとどまるとともに、汗を介した身体汚染を防ぐため、立ったまま静止していた。
作業の状況記録のために、デジタルカメラを室内に持ち込んでいたため、事故後の貯蔵容器内の写真など記録し、グリーンハウス内に置いてきた。
作業前の半面マスクやゴム手袋などの装備の点検、装着状態を確認するのは当然の手順として全員行っている。作業中はもとより、汚染が発生したことが明らかになったことから、内部被ばく防止の観点から、待機中においても、全員、途中で半面マスクを外すことはなかった。
退室の際、グリーンハウス内の汚染を抑制するため、5 人の汚染の状況を踏まえて、
低い汚染の者から順番に室外に出ることを作業員Ｅが提案し、皆もそれが適当であると同意した。
作業員Ｅは、重大なことを起こしてしまったことに対して、責任を感じるとともに、多くの方に迷惑をかけることを申し訳なく思った。
待機している間は、不安よりも室外で多くの人がグリーンハウスの設置など頑張っていることがわかっており、5 人全員、冷静であった。
＊）6 月 13 日のプレスリリースにおいて、作業員Ｂと作業員Ｃの役割の記述が逆になっておりました。本添付資料において訂正しております。
以上172

添付4.2.2
現場から回収したデジタルカメラ画像について

平成 29 年 2 月から貯蔵容器の点検等作業を開始し、今回の事象が発生するまでに 30 個の点検等作業を実施し、汚染等の異常はなかった。作業状況記録のために室内に持ち込んだデジタルカメラに貯蔵容器の点検等作業結果が記録されており、回収データを確認した結果、6 月 6 日に撮影した全画像は 5 枚であった。
6 月 6 日は貯蔵容器の点検等作業を実施しており、樹脂製の袋が破裂した貯蔵容器 No.1010 は 5 本目に該当し、撮影時間は作業員からの聞き取り内容に合致することを確認した。

＜回収までの時系列＞
6 月 14 日（水）14：01 現場に入域
14：37

SD カードを管理区域から搬出

14：46

SD カードを現地対策本部へ搬送

14：50

SD カードが現地対策本部に到着

15：25

SD カード内の画像チェック開始

15：29 画像確認終了
SD カード抜き取りから画像確認までの工程は原子力保安検査官立ち合いの下実施
グリーンハウス内のデジタルカメラは除染未実施のため、SD カードを抜き取り＜回収データ＞
SD カードには 2011 年 5 月 2 日～2017 年 6 月 6 日までの撮影画像が保存
なお、6 月 6 日に撮影した全画像は 5 枚＜画像の詳細（5 枚）＞
写真 1（作業前 TBM ボード）

撮影時刻

8：54 （本作業とは無関係の作業）

写真 2（貯蔵容器 No.1007）

撮影時刻 10：59

写真 3（貯蔵容器 No.1007）

撮影時刻 11：00

写真 4（貯蔵容器 No.1008）

撮影時刻 11：13

写真 5（貯蔵容器 No.1010）

撮影時刻 12：55 （事象発生後の貯蔵容器）

撮影時刻はデジタルカメラの設定時刻による（6 月 19 日に設定時刻が 10 分進んでいることを確認済。
したがって写真 1～写真 5 の実際の撮影時刻は、上に記載した時刻から 10 分前の時間となる。）。

＜添付資料＞
写真 1～5
以上

173

写真１

機械室（コールド環境）で実施していたTBMボード
当該放射線作業とは無関係の作業

貯蔵容器内に容器(内容器)有

スパナとドライバーは貯蔵容器開封に使用

写真２
腕カバー
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器
容器（内容器本体）
樹脂製の袋（二重包装）、核燃料物質
酢酸ビニルシート

ドライバー

ゴム手袋

バット

ハサミ
容器（内容器蓋）

バットとハサミは、当該作業に使用していない。

スパナ

バットを使用しない代わりに、フード内床面を酢酸ビニルシートで養生している。

174

貯蔵容器内に容器(内容器)有写真３
樹脂製の袋（二重包装）、核燃料物質

腕カバー
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器

容器（内容器本体）

酢酸ビニルシート

バット

容器（内容器蓋）
ゴム手袋

バットは、当該作業に使用していない。
バットを使用しない代わりに、フード内床面を酢酸ビニルシートで養生している。

貯蔵容器内に容器(内容器)無腕カバー

スパナとドライバーは貯蔵容器開封に使用

写真４
樹脂製の袋（二重包装）、核燃料物質
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器

化学雑巾
酢酸ビニルシート

バット

ハサミ
ゴム手袋

ドライバー

スパナ

バットとハサミは、当該作業に使用していない。樹脂製の袋を折りたたんで貯蔵容器に収納した。
バットを使用しない代わりに、フード内床面を酢酸ビニルシートで養生している。

175

貯蔵容器内に容器(内容器)無

写真５

樹脂製の袋（二重包装）、核燃料物質

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器
破裂した樹脂製の袋
スライド式ガラス窓取手
ハサミ

化学雑巾

バット

ゴム手袋

バットとハサミは、当該作業に使用していない。
バットを使用しない代わりに、フード内床面を酢酸ビニルシートで養生している。

176

添付 4.2.3
鼻腔内汚染検査に用いた測定器及び測定結果について
1．採取及び測定
綿棒により作業員の左右の鼻孔をスミヤし、鼻腔内汚染検査用試料（以下「鼻孔スミヤ試料」という。）を採取した。2 つの鼻孔スミヤ試料をまとめ（図 4.2.3-1）、αβシンチレーション測定装置
でα放射能及びβ放射能を測定した。
2．測定器及び測定結果
測定器：αβシンチレーション測定装置（ES－7284）（図 4.2.3-2）

検出器：ZnS（Ag）塗布プラスチックシンチレーション検出器

測定時間

：１分間

検出下限 ：α；0.57 Bq 、β；1.7 Bq

作業員

α放射能（Bq）

β放射能（Bq）

Ａ

不検出

不検出

Ｂ

不検出

不検出

Ｃ

13

不検出

Ｄ

3

不検出

Ｅ

24

不検出

図 4.2.3-1 鼻孔スミヤ試料

図 4.2.3-2 αβシンチレーション測定装置（汚染防止のためにポリエチレン袋に入れた状態。

（ES－7284）

測定時には試料を取り出す。）
以上

177

事故発生後の作業員に対する除染作業の概要

添付4.2.4

1.
2.
3.
4.
5.

水で体をぬらす(除染を含む。)。
中性洗剤等で泡立てて洗浄
水で流す
布orキムタオルで拭く(水分除去)
少し自然乾燥(水分除去)

燃研棟の
未使用
除染キット

使用した除染キット
燃研棟の除染キット
 中性洗剤(粉) 固形石鹸
 キムタオル(紙)除染補助者による汚染検査 [α]

 ガーゼ
 ブラシ
 洗眼
 ゴム手袋 オレンジオイル(B, C, E氏)(D氏)(除染補助者)
 髪の汚染が高い(B, C, E氏)⇒斬髪 背中の汚染が高い(E氏)⇒液体石
鹸+キムタオルで除染除染補助者による汚染検査 [α]汚染不検出の場合
身体サーベイ者(放管員)による最終確認検査[α, β(γ)]

除染キット(他施設*)

汚染不検出の場合

汚染検出の場合(繰り返し除染実施)

除染手順

検出限界以下の場合
作業員が管理区域退出 シャンプー 鼻洗浄キット 中性洗剤(液体)
燃研棟+他施設*
 液体石鹸
 タオル(布)*) 除染が必要と判断したことから、除染作業前に他施設(MMF,FMF, AGF)から除染キットは集めておいた。
除染キットの各施設からの搬出時間(AGF:14:30, FMF: 14:41, MMF: 14:45)⇒1人目の汚染検査開始(14:44～)

 A氏は身体汚染なし。
 除染は作業員自ら実施

H29.6.30撮影

H29.6.30撮影

H29.6.30撮影

H29.7.1撮影178

添付 5.1
燃料研究棟における汚染に伴う環境モニタリング結果
平成 29 年 6 月 6 日に発生した燃料研究棟における汚染に伴う環境モニタリング（大気塵埃中放射能濃度測定）の結果は、平成 29 年 6 月 5 日～同年 11 月 6 日において異常はなかった（表 5.1-1 参照）。また、6 月採取分の大気塵埃について化学分析を行い、有意な濃度の Pu-239,240 注 1)は検出されなかったことを確認した（表 5.1-2 参照）。試料採取場所を図 5.1-1 に示す。
今後も、モニタリングポスト（P-2）内ダストモニタにおいて、試料採取と放射能分析を継続する。
表 5.1-1 モニタリングポスト（P-2）内ダストモニタフィルタ放射能分析結果
241

Am 放射能濃度注 2)（測定終了日時）

全α放射能濃度注 3)（測定終了日時）

試料採取場所

試料採取期間

燃料研究棟西

6/6 14:57-6/6 17:10< 1.8×10-9 Bq/cm3（6/7 8:18）< 2.3×10-9 Bq/cm3（6/13 11:17）

燃料研究棟北6/6 18:00-6/6 20:07< 3.0×10-9 Bq/cm3（6/7 21:56）< 2.4×10-9 Bq/cm3（6/13 12:08）

6/5 9:00-6/12 9:00

< 1.9×10-11 Bq/cm3（6/13 7:42）< 2.5×10-11 Bq/cm3（6/16 12:13）

6/12 9:00-6/19 9:00

< 1.2×10-10 Bq/cm3（6/21 6:53）< 2.5×10-11 Bq/cm3（6/23 11:36）

6/19 9:00-6/26 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（6/27 14:35）< 2.4×10-11 Bq/cm3（6/30 10:06）

6/26 9:00-7/3 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（7/4

13:46）< 2.4×10-11 Bq/cm3（7/7 10:09）

7/3 9:00-7/10 9:00

< 1.4×10-10 Bq/cm3（7/11 14:25）< 2.5×10-11 Bq/cm3（7/14 13:50）

7/10 9:00-7/17 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（7/19 16:07）< 2.8×10-11 Bq/cm3（7/21 11:10）

7/17 9:00-7/24 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（7/26 11:28）< 2.5×10-11 Bq/cm3（7/28 10:10）

7/24 9:00-7/31 9:00

< 1.4×10-10 Bq/cm3（8/3

7:25）< 2.7×10-11 Bq/cm3（8/4 10:08）

7/31 9:00-8/7 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（8/13 6:20）< 2.7×10-11 Bq/cm3（8/9 15:34）

8/7 9:00-8/14 9:00

< 1.5×10-10 Bq/cm3（8/18 14:01）< 3.0×10-11 Bq/cm3（8/18 17:26）

8/14 9:00-8/21 9:00

< 1.4×10-10 Bq/cm3（8/22 15:08）< 3.0×10-11 Bq/cm3（8/24 11:10）

8/21 9:00-8/28 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（8/29 13:51）< 2.4×10-11 Bq/cm3（9/1 11:06）

8/28 9:00-9/4 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（9/7

11:39）< 2.6×10-11 Bq/cm3（9/8 18:30）

9/4 9:00-9/11 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（9/12 15:57）< 2.3×10-11 Bq/cm3（9/15 12:17）

9/11 9:00-9/19 9:00

< 1.2×10-10 Bq/cm3（9/20 15:13）< 2.5×10-11 Bq/cm3（9/22 10:59）

9/18 9:00-9/25 9:00

< 1.4×10-10 Bq/cm3（9/26 14:28）< 2.9×10-11 Bq/cm3（9/29 10:02）

9/25 9:00-10/2 9:00

< 1.4×10-10 Bq/cm3（10/3 13:38）< 2.5×10-11 Bq/cm3（10/10 9:59）

10/2 9:00-10/9 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（10/11 14:58）< 2.7×10-11 Bq/cm3（10/13 10:01）

10/9 9:00-10/16 9:00

< 1.3×10-10 Bq/cm3（10/17 14:33）< 2.5×10-11 Bq/cm3（10/19 10:01）

10/16 9:00-10/23 9:00 < 1.2×10-10 Bq/cm3（10/24 14:29）< 3.2×10-11 Bq/cm3（11/20 22:31）

10/23 9:00-10/30 9:00 < 1.2×10-10 Bq/cm3（11/5 10:04）< 3.2×10-11 Bq/cm3（11/20 23:32）< 1.2×10-10 Bq/cm3（11/22 12:06）< 3.2×10-11 Bq/cm3（11/21 1:33）

モニタリングポスト(P-2)内ダストモニタ10/30 9:00-11/6 9:00

179

表 5.1-2 モニタリングポスト（P-2）内ダストモニタフィルタ化学分析結果
239,240

Pu 濃度注 1)

分析試料

試料採取期間モニタリングポスト(P-2)内ダストモニタ装着フィルタ

6/1 10:33-7/3 9:00

< 2×10-13 Bq/cm3「放射能測定法シリーズ 12 プルトニウ
注 1）Pu-239 と Pu-240 の合計濃度を示す。Pu-239,240 濃度の測定は、
ム分析法」の分析目標レベル（2×10-4 mBq/m3）を担保するように、分析試料を化学処理した後にα線測定装置により実施した。環境モニタリングレベルの通常の放射能測定では Pu-239 と Pu-240 の弁別はできない。
注 2）Am-241 放射能濃度の測定は、法令に基づく排気中濃度限度（3.0×10-9 Bq/cm3）を担保する検出限界値が得られる計測時間で、Ge 半導体検出器を用いたγ線核種分析により実施した。
注 3）全α放射能の測定は、天然放射性核種の減衰を待ち、法令に基づく排気中濃度限度（Am-241 及び Pu-239
について 3.0×10-9 Bq/cm3）を担保する検出限界値が得られる計測時間で、低バックグランドα/β線自動測定装置により実施した。

燃料研究棟北Ｎ

燃料研究棟

ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞﾎﾟｽﾄ
（Ｐ－２）

燃料研究棟西図 5.1-1

試料採取場所180

添付 6.2.1
燃料研究棟における排気系統の運転について
燃料研究棟 108 号室の排気系統としては、図 4.2.13 に示すように排気第１系統（グローブボックス
内排気系統）、排気第２系統（フード内排気系統）、排気第３系統（管理区域内排気系統）が設置されている。
グローブボックス内排気系統は、グローブボックスに装着した高性能フィルタ１段によりろ過し、グローブボックス用排気ダクトを経て、さらに排風機室に設備されたプレフィルタ１段及び高性能フィルタ２段によりろ過した後、排気筒出口から環境に放出する。また、フード内排気系統はフードに装着した高性能フィルタ１段によりろ過し、フード用排気ダクトを経て、さらに排風機室に設備されたプレフィルタ１段及び高性能フィルタ２段によりろ過した後、排気筒出口から環境に放出する。管
理区域内排気は管理区域用排気ダクトを経て、排風機室に設備されたプレフィルタ１段及び高性能フィルタ２段によってろ過した後、排気筒出口から環境に放出する。いずれの排気系統にも高性能フィルタ（捕集効率：99.97%以上（0.15μm 粒子））を複数段設置しており、各排気系統は同等のろ過性能を有している。
6 月 6 日の当該事故発生前後のフィルタ差圧に変動はなく、現在、日常点検により監視を強化しているが、排気ダストモニタでは有意な放出は確認されておらず排気系統が正常に機能している。
また、商用電源停電時には、非常用電源設備が自動的に起動し、排風機等の保安上重要設備に給電され安全性は確保される（6 月 16 日 16 時 35 分頃に発生した落雷による停電時においても正常に運転され、Pu ダストモニタ No.2(108 号室)の指示値も通常の変動範囲内であった。）。
なお、排気第２系統、排気第３系統を停止する場合、108 号室のみを停止することはできないため、施設全体を排気第１系統（グローブボックス内排気系統）のみで運転することになるが、この場合、108 号室を含む全工程室の負圧が外部に対して極めて浅くなることが懸念される。
フード内の核燃料物質のグローブボックスへの移動、飛散した核燃料物質の回収、108 号室内の除染作業時において汚染の拡大を防止しつつ進めるには排気系統の安定した運転による負圧、気流の維持が必須であり、排気系統の運転を継続している。

181

添付6.2.2
燃料研究棟における作業員の特殊作業衣等の汚染について
1. 概要
9月8日、燃料研究棟101号室（調製室）において、グローブボックス（123-D）内の整理作業としてバッグアウト作業を実施していた。グローブボックス内の使用済み樹脂製の袋を廃棄物(廃棄物の仕掛品。
以下「梱包物」という。)として払い出すため、樹脂製の袋内に入れた。梱包物を先端まで押し込んだとき、樹脂製の袋の先端が開いていたため、梱包物が床に落ちた。この事象により作業員3名の特殊作業衣
及び装備から最大で2500 cpmの汚染が確認された。本事象による環境への影響はない。また、室内の汚染状況は、スポット的な汚染であり、汚染拡大の可能性がないことから、法令報告には該当しないと判断した。
その後、101号室の復旧のための応急措置を実施した上で不適合管理を行い、原因を特定し対策を立案した。
2. 作業状況（1）作業計画
当該グローブボックスでは、6月6日に発生した燃料研究棟における汚染事故の原因究明として貯蔵容器の観察及び収納物の分析作業を実施してきた。101号室の汚染発生時は、本分析作業の一環として使用済み樹脂製の袋を梱包、搬出するための整理作業を以下の作業計画及び作業体制で実施した。
作業計画：貯蔵容器内収納物及び前面飛散物の分析作業（非定常作業計画）
期間：H29年8月17日～9月15日
作業体制：合計4名；主作業員F(職員)、作業員G(年間役務)、作業員H(職員)、放管員(職員)装備：全面マスク、特殊作業衣（カバーオール）、ゴム手袋(2重)、靴カバー(2重)（2）発生状況
9月8日、燃料研究棟101号室（調製室）において、グローブボックス（123-D）内の整理作業として以下の作業を実施した。
・TBM-KYを実施し、管理区域へ入域し、作業準備をした。
・作業員Gは、作業準備として101号室内のテーブルから予備の樹脂製の袋をグローブボックス近傍の作業台上へ準備した。
・作業員Hは、作業台上の樹脂製の袋の外観点検を行い、グローブ作業により、使用済み樹脂製の袋の梱包作業を開始した。
・主作業員Fは、作業員Gへ二重梱包を考えて、樹脂製の袋をもう1本準備するよう指示した。
・作業員Gは、112号室の樹脂製の袋の置き場から筒状に丸められた樹脂製の袋をとり、O-リングなどの樹脂製の袋の交換用備品と一緒に主作業員Fへ渡した。
・作業員Gは、グローブ作業によりグローブボックス内の使用済み樹脂製の袋の梱包作業を実施した。
・主作業員F及び作業員Gは、樹脂製の袋の交換作業を実施した。112号室内から準備した樹脂製の袋を
用いた。

182

・放管員は、作業終了後、周辺の汚染確認を実施した。
・主作業員F及び作業員Gは、バッグアウト作業を開始した。作業員Gは、グローブ作業により樹脂製の袋に梱包物を入れ、主作業員Fは、樹脂製の袋越しに梱包物を受け取った。梱包物を樹脂製の袋の先端部まで移動させたところ樹脂製の袋の先端が開いており（溶着されておらず）、梱包物は養生した作業台の下の床に落ちた。その際、梱包物は主作業員Fの左足首付近に接触した。
・主作業員Fは、作業員Hに連絡・通報を依頼するとともに、汚染拡大防止を考えて梱包物を拾い、樹脂製の袋内へ戻した。
・作業員Hは、管理者への通報後、溶着機を準備し、主作業員Fと共に樹脂製の袋の端部の溶着を実施した（図6.2.2-1の上の写真参照）。
（3）汚染処置
汚染発生後、別の作業員4名が101号室に入域し、作業員の身体サーベイを実施した。身体サーベイの結果、作業員2名から、腹部、足首など特殊作業衣に汚染が検出され、他の1名から全面マスクの一部に汚染が検出された。汚染が検出された箇所は粘着テープで固定した。各作業員は、本事象発生後に養生した廊下を通って、108号室の復旧作業のために設置していたグリーンハウス内へ移動した。グリーンハウス内で特殊作業衣等を脱装し、全身サーベイを実施し、身体汚染がないことを確認して管理区域から退出した。また、鼻腔内汚染検査を実施し、作業員全員に汚染がないことを確認した。
3. 室内汚染状況と現場復旧のための措置
作業員が退出後、101号室の出入口の廊下側にグリーンハウスを設置し、当日の応急措置として以下に示す作業を実施した。
・当該梱包物及び樹脂製の袋は、作業台上の養生シートで包んだ。
・室内の汚染状況を把握するために、汚染発生箇所周辺のダイレクトサーベイを実施した結果、8か所で0.36～30 Bq/cm2のスポット状の汚染(図6.2.2-2参照)を確認し、粘着テープで固定した。
上記の状況を踏まえた上で、非定常作業計画書を作成し、施設管理統括者の承認に加え、所長及び担
当理事の確認を経て、9月11日から13日までに以下に示す手順でその後の応急措置を実施した（図6.2.2-1の下の写真参照）。
① 作業員の聞き取りから溶着機に汚染の可能性が考えられたため、溶着機の汚染検査を行った。圧着部で汚染が検出されたが、拭き取りにより除染した。
② 樹脂製の袋及び梱包物の汚染状況を確認し、養生シートでの梱包をより確実に実施した後、樹脂製の袋に収納し、落下防止のために粘着テープにより作業台へ固定した。
③ 汚染発生箇所周辺の床面について再度汚染検査を行った結果、汚染は検出されなかった。
④ 作業員の聞き取りから汚染の可能性のあるグローブ（１双）の交換作業を実施し、グローブポート
周辺の汚染検査の結果、汚染がないことを確認した。
⑤ 樹脂製の袋及び梱包物をグローブボックスへ収納した後、樹脂製の袋の交換作業を実施した。
⑥ 9月8日に汚染発生箇所の周辺で検出され粘着テープで固定してあった8か所の床汚染について、拭
き取りによる除染を終了した。

183

⑦ 101号室内の床全面について拭き取り、汚染検査の結果、汚染がないことを確認した。
⑧ 101号室出入口に設置したグリーンハウスの撤去及び梱包物の整理を実施した。
4.

汚染発生原因について
汚染発生の原因分析を実施し、以下の4つを抽出した。
① 樹脂製の袋の保管管理
樹脂製の袋は緩衝材に包まれ、防炎シートで覆われた状態で112号室に保管されている。当該保管場所は、新品の置き場として使用していたが、燃料研究棟の作業員全員には周知されておらず、表示もなかった。この場所から準備した樹脂製の袋は、折りたたんだ新品の樹脂製の袋を包んだ緩衝材の上に置かれ、筒状に丸められていた。この樹脂製の袋の先端部が切り取られていた。作業員Gは、
この先端部が切り取られていた樹脂製の袋を交換用として準備した。
② 樹脂製の袋の交換作業
樹脂製の袋の交換に関する作業要領には、使用前点検に関する記載はなかった。当該作業員F, G
は、樹脂製の袋は点検済みのものが支給されており点検の必要はないとして、使用前の点検を実施
せずに樹脂製の袋を交換し、先端が開いたままの樹脂製の袋を装着した。
③ バッグアウト作業
・バッグアウトに関する作業要領には、樹脂製の袋に損傷がないことを確認する旨が記載されているが、樹脂製の袋の交換後の連続した作業であったため、樹脂製の袋の点検を省いた。
・梱包物を手で保持せずに樹脂製の袋内で移動したため、樹脂製の袋の開口部から落下させた。
④ 現場の作業監視
樹脂製の袋の交換作業及びバッグアウト作業は、作業責任者が主作業員として作業に従事したため、バッグアウト作業時の点検漏れなど作業手順の確認ができなかった。

5．対策について(1) 101 号室汚染発生に係る是正処置
是正処置の計画を策定し、以下の対策を実施することとした。
① 樹脂製の袋の管理に係る改善
新品の樹脂製の袋の置き場を定め、表示をする。また、作業員への周知教育を実施する。
② 樹脂製の袋の交換に係る作業要領の改正
樹脂製の袋の交換作業の作業要領に、使用前点検として外観、ピンホールの有無を確認することを記載する。また、ホールドポイントとして管理し、作業員へ教育を実施する。
③ バッグアウトに係る作業要領の改正
・バッグアウト作業の点検として、具体的な点検項目（目視による溶着部の点検、傷の有無及び汚染検査）を記載する。また、ホールドポイントとして管理し、作業員へ教育する。
・バッグアウト作業要領に、バッグアウト物は樹脂製の袋を内側に折り返して掴み取ることを追加する。
④ 非定常作業における作業監視の強化
ホールドポイントが確実に実施され、作業手順書どおりに作業が進むことを確認するために、作業を監視する担当者を配置する。

184

なお、①～③までの改正した作業要領について教育を行うとともに、習熟訓練を行い確認した上で、実際の作業に従事する。
（2）108 号室の汚染検査・除染作業への反映
108 号室の汚染検査・除染作業を再開するに当たって、101 号室の汚染事象を受けて実施する対策の中から以下に示す対策を 108 号室の汚染検査・除染作業の非定常作業計画書に反映した上で、108号室の汚染検査・除染作業を再開する。
・ホールドポイントが確実に実施され、作業手順書どおりに作業が進むことを確認するために、
従来は 108 号室内の作業担当者のみが 108 号室における除染等の作業を監視していたが、108 号
室内に監視 TV カメラを設置することで 108 号室外の工事担当者も監視できる状態とし、複数人による監視強化を図る。
・樹脂製の袋を指定された保管場所から持ち出す際には、外観や溶着の状態について健全性を点検した上で使用することを作業計画書へ反映する。
以上

185

H29.9.8 撮影

H29.9.13 撮影

186

187

添付 6.2.3
108 号室の汚染検査・除染作業に係る安全対策の強化について
燃料研究棟 108 号室で進めてきた汚染検査・除染作業計画書について安全対策強化のための見直しを行った。
1. 101 号室における汚染事象に係る原因と対策の反映(1) 101 号室における汚染事象の原因と対策
汚染事象の原因及び対策を検討した結果を以下に示す。
主な原因としては、樹脂製の袋の保管管理の不備、樹脂製の袋の交換及びバッグアウト作業に係る作業要領書の不備、現場の作業手順の確認不備が挙げられた。
その対策としては、樹脂製の袋の保管管理を強化（是正処置①）し、樹脂製の袋を用いる作業の要領を改正（是正処置②、③）する。また、ホールドポイントが確実に実施され、作業手順書どおりに作業が進むように監視を強化（是正処置④）する。
(2) 101 号室汚染事象に係る対策の 108 号室における作業への反映(1)に示す対策に基づく 108 号室における作業への反映点を以下に示す。
・ホールドポイントが確実に実施され、作業手順書どおりに作業が進むことを確認するために、従来は 108 号室内の作業担当者のみが 108 号室における除染等の作業を監視していたが、108 号室
内に監視 TV カメラを設置することで 108 号室外の工事担当者も監視できる状態とし、複数人による監視強化を図る。
・樹脂製の袋を指定された保管場所から持ち出す際には、外観や溶着の状態について健全性を点検した上で使用することを作業計画書へ反映した。
2. 緊急点検に基づく改善事項の反映
当該作業計画書の緊急点検を行い、抽出された改善内容を反映した。
・計画どおりに作業が進まない場合は立ち止まる計画となっていることを確認した。あわせて、作業を中断した後の対応について明確化を図った（緊急点検①③）。
・曖昧さを無くすために、108 号室の燃料研究棟共通作業要領と本作業計画書の突合せ確認を行い、作業計画書で補足すべき変更点を抽出し、作業計画書に反映した（緊急点検①）。
・ホールドポイントを明確化するために所要の見直しを行った。一例として、従来作業計画書における作業手順の要領としていた確認事項を安全に関わるホールドポイントとして明確化した（緊急点検②）。
・思い込みを防ぐために、作業前の装備品等の確認を確実に実施する。装備品等の作業前点検については、これまでも作業計画書の下部のチェックシートに基づき実施していたが、作業装備の健全性、装着状況、健康状態の確認の手順等について作業計画書にも明記し、ホールドポイントの一環として確認が確実に行われるように作業計画書を改訂した（緊急点検②）。
・作業責任者認定制度における保安立会者の資格を有するものが作業担当者に指名されていることを確認した。また、作業員については、作業実績に基づき力量を有することを確認した（緊急点
検④）。

188

・汚染の拡大防止を図るために、汚染発生時における作業員の行動を明確化して作業計画書に反映するとともに、作業員が確実に行動できるよう基本動作に係る周知教育を実施した（緊急点検②）。
3. 108 号室の作業における自発的な改善活動(1) 作業員全員の意見交換による改善点の抽出
9 月 14 日、108 号室作業に従事する原子力機構の職員及び請負業者の全員で、101 号室での汚染トラブルの状況と原因を共有するとともに、108 号室の今後の作業を改善するための意見交換を実施した。ここで得られた以下に示す改善点に関する主な内容を作業計画書に反映した。
・108 号室内の汚染レベルが下がり、α サーベイメータが有意値を検出する機会が減少したことに伴い、α サーベイメータの健全性確認を確実に実施するために、簡易線源を用いた動作確認を毎日の作業開始前に実施することとして作業計画書に反映した。
・天井付近に塗装された塩ビ配管があり、誤って安全帯のフックを掛けるおそれがあったため、108号室内作業開始時に塩ビ配管へ表示を行った。
・移動型ダストモニタの起動について、ホースを接続する前に誤って起動させないために、ダストモニタ本体の起動ボタン付近に、ホース接続有無に関する表示を行った。
(2) 継続的な改善活動
毎日の終礼時に当日作業の実施状況の確認とともに改善点の確認を行い、翌日の TBM に反映することで、PDCA を回していく。
4. 作業員、関係管理者の意識改善(1) 教育改善点を反映した作業計画書を用いて、作業員全員で読み合わせを行い、作業に際しての注意点を確認し合うとともに、安全に関する意識向上を図った。作業手順の遵守、ホールドポイントの確実な遂行、並びに、汚染拡大防止のための基本動作の再確認のため、作業員全員で意識の共有を図るための教育を実施した。
(2) 安全大会
作業再開に際しては、所長及び福島燃料材料試験部長から安全訓示を行い、作業員全員（請負会
社員を含む。）で安全大会を開催し、安全意識の浸透を図った。
5. これまで講じてきた各種対策の確実な実施(1) 作業に係る詳細 TBM-KY
本作業における作業前の TBM-KY は、朝、昼の 2 回、ホワイトボードにその日ごとの作業項目、メンバー配置を記載するとともに、注意点については具体的な図、マップ、現場を再現した 3D 図面、現場写真等を配布して全員で確認している。また、作業終了後も全員で終礼を行い、実施の状況と翌日作業への反映点を確認している。
(2) 健康維持管理
多重の装備を装着しているため、熱中症の対策として、熱中症計の設置及び監視、並びにクール
ベスト（保冷剤内蔵）の着用を実施している。また、作業員の健康状態は 30 分ごとに確認している。
さらに、管理区域出口に冷えた飲み物を常設し、容易に水分補給できる環境を整備している。

189

添付 6.3.1
外部被ばく線量（実効線量及び皮膚の等価線量）の評価について
本文「6.3 (1) 外部被ばくによる実効線量の評価」及び「6.3 (2) 体表面汚染による皮膚被ばく線量の評価」において記載した被ばく線量評価の詳細を以下に示す。
１. 外部被ばく線量の評価(1)

OSL (光刺激蛍光) 線量計による測定

大洗研究開発センターでは放射線業務従事者の日常モニタリング用の基本線量計として OSL 線量計を使用している。この OSL 線量計では、4 個の OSL 素子の上に、それぞれ材質及び厚さの異なるフィ
ルタ（フィルタなし、プラスチック、アルミニウム及び銅）を配置することによりγ線とβ線の弁別
及び入射放射線エネルギーの推定を行い、被ばく線量の評価に必要な精度を担保できるよう設計されており、外部からの放射線が線量計に一様に入射することが正しい測定の前提条件となる。γ線のエ
ネルギーの推定にはアルミニウム（Al）フィルタと銅（Cu）フィルタに対する透過率の違いを利用しており、本被ばく事故における主要な外部被ばく源と考えられる Am-241 の γ 線 (59.5 keV) やそれより低いエネルギーにおいては、両フィルタ下の OSL 素子の読取値の比が約 1.5 以上となる。
作業員の着用していた OSL 線量計は、表面汚染が認められたためグリーンハウス内で保管され、平成 29 年 6 月 13 日に回収された。回収時に行われた表面汚染検査の結果、線量計ケース外側には最大で 1.0×103 Bq/cm2 の汚染（後述の 2.2(2)参照）が確認されたが、ケースに収納された線量計本体には汚染はなかった。
平成 29 年 6 月 15 日に OSL 線量計の測定を実施した結果、作業員 A、B、C 及び D の 1cm 線量当量は検出下限値 (0.1 mSv) 未満であった。しかし、作業員 E の OSL 線量計では、Al フィルタ下と Cu フィ
ルタ下の OSL 素子の読取値の比が約 0.5 となっており、前述した、今回の被ばく状況で想定される約1.5 以上という値とは大きく異なっていた。これは、表面に付着していた汚染からの放射線が長時間にわたって線量計に局所的に入射したためと考えられる。したがって作業員 E の OSL 線量計について
は、評価不能と判定した（表 6.3.1-1）。
また、OSL 線量計に同梱された中性子用の固体飛跡中性子線量計の測定も実施した結果、中性子による有意な被ばくは認められなかった。
(2) 電子式ポケット線量計（EPD）による測定
平成 29 年 6 月 19 日付け報告で既報のとおり、作業員 5 名のうち 3 名が補助線量計として EPD を着用しており、その読取値は 2 µSv（作業員 B）、3 µSv（作業員 D）、60 µSv（作業員 E）であった（表6.3.1-１）。
この EPD の読取値についても EPD 表面の汚染による寄与が含まれていると考えられるが、各作業員の退域時に読み取られた値であることから、回収までの約 7 日間汚染下にあった OSL 線量計に比べて読取値に対する汚染の寄与は小さいと考えられる。ただし、EPD は 40 keV 以下のエネルギーの光子に感度を持たないため、108 号室の光子エネルギースペクトル（波高分布）を測定した。

190

(3)

108 号室の線量率及び光子エネルギーの測定

平成 29 年 7 月 4 日に 108 号室の光子エネルギースペクトル (波高分布) を測定した。その結果を図6.3.1-1 に示す。この結果から 108 号室については Am-241 からの γ 線 (59.5 keV) が支配的であり、EPD の測定値が過小評価である可能性は低いことが確認された。
(4) 実効線量の評価
以上の結果から、5 名の作業員の外部被ばくによる実効線量は、作業員 A、B、C、D については OSL
線量計、作業員 E については EPD を基に評価を行い、全員記録レベル（0.1 mSv）未満であると評価した（表 6.3.1-1）。
なお、平成 29 年 6 月 7 日に測定した 108 号室内の線量当量率は最大で 2 µSv/h であったことから、同室内に 8 時間滞在したとして外部被ばくを評価しても最大で 16 µSv であり、上記の評価と矛盾しない。
表 6.3.1—1

OSL 線量計及び EPD による外部被ばく線量の測定・評価結果

作業員

A

B

C

D

E

測定値（OSL 線量計）

<0.1mSv<0.1mSv<0.1mSv<0.1mSv

評価不能 *1

測定値（EPD）

着用なし

2 µSv

着用なし

3 µSv

60 µSv

実効線量評価結果

X*2

X*2

X*2

X*2

X*2

*1

線量計表面汚染の影響があり評価不能*2

X;記録レベル（0.1mSv）未満

図 6.3.1−1 LaBr3 スペクトロメータによる 108 号室内の光子エネルギースペクトル測定結果(平成 29 年 7 月 4 日

２.

約 3 時間測定)

皮膚の等価線量の評価方法

2.1 計算方法
皮膚の等価線量の評価は、表面汚染の測定結果から以下の計算方法を用いて評価した。

191

(1) 表面汚染の測定結果に基づく表面密度の算出 （出典：JIS Z 4504:20081）①直接法で単位面積当たりの放射能 AS（Bq/cm2）を求める場合

As n  nB････････････････････････････････････････････････････････････(1) i W  S

ここに、

n ： 総計数率 (cps)nB ：バックグラウンド計数率 (cps)i：

β線又はα線に対する機器効率

W ： 放射線測定器の有効窓(入射窓)面積 (cm2)S ：放射性表面汚染の線源効率②間接法で遊離性表面汚染の単位面積当たりの放射能 Asr（Bq/cm2）を求める場合

A sr 

n  nB････････････････････････････････････････････････････････(2)i  F  S S

ここに、

n ： 全計数率 (cps)nB ：バックグラウンド計数率(cps)i：

β線又はα線に対する機器効率

F ： 拭き取り効率
S ： 拭き取り面積(cm2)S ：拭き取り試料の線源効率(2) 核種別の放射能の算出対象となる混合物中の各核種の重量から放射能を求める。
質量数 M、半減期 T1/2(sec)の核種 MN が W (g)ある場合、その核種の放射能 AN -M(Bq)はAN  M  W ln( 2 ) A
･･･････････････････････････････････････････････････(3)T1/2 M

ここに、Aυ：アボガドロ数（6.02×1023）となる。前項で求めた表面密度の値は、全てのα線放出核種の放射能の密度であることから、この値から皮膚の線量を評価する場合は、核種組成（放射能比）を用いて核種別の表面密度を算出する。
(3) 皮膚の等価線量の算出
表面汚染による皮膚の被ばく線量は、表面密度に単位時間当たりの線量換算係数（[mSv/h]/[kBq/cm2]）及び被ばく時間を乗じて算出した核種ごとの被ばく線量を合計することにより評価する。今回の評価で対象とした核種の情報を表 6.3.1-2 に示す。

JIS Z4504:2008 放射性表面汚染の測定方法－β線放出核種（最大エネルギー0.15MeV 以上）及びα
線放出核種 から。
1192

表 6.3.1-2 評価で対象とした核種の情報
核種

半減期2

線量換算係数3

α線放出率
2(year)([mSv/h]/[kBq/cm ])(%)

Pu-2388.770E+01

3.70E-03

99.9

Pu-239

2.41E+04

1.43E-03

99.7

Pu-2406.564E+03

3.70E-03

99.9

Pu-2411.435E+01

0.00E+00

0.0023

Pu-242

3.75E+05

3.70E-03

100

Am-2414.322E+02

1.95E-02

99.3

2.2 今回の評価(1) 汚染の核種組成（放射能比）
現時点では実際の表面汚染の同位体比等に係る情報は得られていないことから、これまでに調査された、破裂した容器に収納されたことが確認されている試料の情報（本文表 6.4.1 の 5 種類の同位体組成）を開封時（平成 29 年 6 月）までの崩壊を考慮した放射能組成に換算し、皮膚被ばく線量が最大となる同位体比を評価し使用した。
(2) OSL 線量計ケースの表面密度
OSL 線量計ケースの表面（身体に密着した背面部分を除く 5 面）を拭き取ったスミヤろ紙の測定結果は、バックグラウンド計数を減じた正味値で 27,756 cpm であった。
また、ケースの外形は 3.5 cm(W)×7 cm(H)×1 cm(L)であることから、拭き取った表面積は 45.5 cm2とした。この場合、表面密度(Bq/cm2)は、式(2)から以下の値となる。
なお、機器効率及び線源効率は、このときの測定に使用したαβシンチレーション測定装置：JREC
ES-7284A について、大洗研究開発センターの通常の放射線管理で使用している値を適用した。

Asr (3) 量研n  nB
27756 /60

 1.0  10 3
 i  F  S   S 0.416  0.1  45.5  0.25

放医研で測定された身体汚染の表面密度

量研 放医研の受け入れ時のサーベイメータによる体表面汚染検査では、最大 140 cpm の汚染が身体の一部に検出されたと発表されている。この場合、表面密度(Bq/cm2)は、式(1)から以下の値となる。
なお、機器効率及び線源効率は、量研 放医研が当該測定で使用した測定器（α汚染サーベイメー
タ：Aloka TCS-232）と同型の測定器について、大洗研究開発センターの通常の放射線管理で使用している換算係数（Bq/cpm）、すなわち機器効率×線源効率に 60 を乗じた値の逆数を適用した。

日本アイソトープ協会、アイソトープ手帳 11 版（2011）から。
D. Delacroix et. al.、 “Radionuclide and Radiation Protection Data Handbook 2002”、 Radiation
Protection Dosimetry、 Vol.98、 No.1、 2002 から。ただし、ここでは Pu-240 に対する係数が 0、Pu-242 については記載なしのため、Pu-238 での値を代用し保守的評価となるようにした。

2
3

193

As 

n  nB140 0.225  0.44
 i  W   S 71.5

(4) OSL 線量計ケースの表面密度を用いた事故発生から管理区域退域までの線量
OSL 線量計ケースの表面密度の最大値（1.0×103 Bq/cm2）と同じレベルの汚染が身体表面に直接付着したと仮定し、事故発生（平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分）から 5 名全員の除染が完了し管理区域を退域した時刻（同日 18 時 55 分）までの 7.67 時間を最大の被ばく時間として皮膚の線量を評価した。その結果、各核種の合計で約 83 µSv となった。
(5) 量研

放医研の測定結果（公表値）を用いた管理区域退域から量研

放医研での除染完了までの線量
量研

放医研での受入時に検出された汚染（0.44 Bq/cm2）が、管理区域退域時から残存していたと仮定し、燃料研究棟の管理区域退域時（平成 29 年 6 月 6 日 18 時 55 分）から本情報が公表されたプ
レス発表の開始時刻（平成 29 年 6 月 7 日 17 時）までの約 22 時間を最大の被ばく時間として皮膚の線量を評価した。その結果、各核種の合計で約 0.11 µSv となった。

194

添付 6.3.2
作業員の内部被ばくによる実効線量の算定
原子力機構として行った作業員の内部被ばく実効線量の算定過程を以下に示す。
1. 測定結果
プルトニウム等による内部被ばく線量の評価材料として、初期の便バイオアッセイ結果及び肺モニタ結果（量研

放医研実施分）を確認した。確認した値を表 6.3.2-1 及び表 6.3.2-2 に示す。

なお、尿バイオアッセイ結果によりウランの排泄がないことを確認した。

表 6.3.2-1

初期の便バイオアッセイ結果
238

239

Pu+240Pu

241

241

作業員

試料採取期間A

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

B

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 12 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

C平成 29 年 6 月 8 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

D

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____BqE

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

Pu

Pu

Am

注記）「<」は検出限界値未満であることを示す。

表 6.3.2-2 肺モニタ結果（量研 放医研実施分）
239

241

作業員

測定日時

A

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqB

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqC

平成 29 年 6 月 7 日____Bq____BqD

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqE

平成 29 年 6 月 9 日____Bq____BqPu

Am注記）「<」は検出限界値未満であることを示す。

個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。

195

2. 空気力学的放射能中央径及び吸収のタイプの評価
放射性物質の摂取に至った原因は、事故発生から管理区域退域までの間の吸入摂取によるものと推定
し、経口摂取は考慮しないものとした（詳細は別添本文 7.2 及び添付 7.2.1 参照）。108 号室の放射線管
理情報等の調査結果（詳細は別添本文 6.5 及び添付 6.5.1 参照）及び事故当時の作業状況の聞き取り調
査結果（別添本文 4.2 及び添付 4.2.1 参照）により、吸入摂取した放射性物質の空気力学的放射能中央
径及び吸収タイプを評価した。不確かな要素については保守的に評価した。表 6.3.2-3 に評価結果を示す。量研

放医研によるバイオアッセイ等の結果に基づく空気力学的放射能中央径及び吸収タイプの設

定は、放射線管理情報等の調査結果と比べても保守的であり、適切であることを確認した。また、量研
放医研が実施した肺モニタと初期便中の放射能比から文献1に基づき空気力学的放射能中央径を求める
方法についても確認し、適切であることを確認した。

表 6.3.2-3 空気力学的放射能中央径及び吸収タイプ（Pu-238、Pu-239+240、Pu-241 及び Am-241）
作業員

空気力学的放射能中央径

吸収タイプ

A

1 µm

M

B

1 µm

M

C

1 µm

M

D

1 µm

M

E

5 µm

M

注記）吸収タイプ M2の化合物

Pu：不溶性酸化物以外

1

Am：全ての化合物

H. Doerfel, et. al, General Guidelines for the Estimation of Committed Effective Dose from
Incorporation Monitoring Data, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH, Karlsluhe, FZKA7243 (2006)2
吸収タイプ「M」とは、放射性核種を含む化合物の肺から体内への吸収速度を速い(F)・中位(M)・遅い(S)と分類した上で、吸収速度が中程度（肺からの排出の近似的半減期が概ね 140 日程度で近似できる。）の化合物が、吸入摂取した放射性核種の組成の主要成分であることを示す。

196

3. 吸入摂取後の便中排泄割合と実効線量係数の決定
内部被ばくによる実効線量は、以下の式により算出した。
内部被ばくによる実効線量［Sv］＝摂取量［Bq］×実効線量係数［Sv/Bq］ ・・・・・・・・（1）
摂取量［Bq］＝初期の便バイオアッセイ結果〔Bq〕／吸入摂取後の便中排泄割合〔Bq/Bq〕
・・・（2）
吸入摂取後の便中排泄割合（当該期間の放射性物質の排泄量/放射性物質の摂取量）及び実効線量係数を、「2.」で評価した空気力学的放射能中央径と吸収タイプに基づき、IMBA3内蔵のデータから決定した。吸入摂取後の便中排泄割合を表 6.3.2-4 に、実効線量係数を表 6.3.2-5 にそれぞれ示す。

表 6.3.2-4 吸入摂取後の便中排泄割合
1 日当たりの便中排泄割合

吸入摂取後の経過時間

空気力学的放射能中央径 1 µm

空気力学的放射能中央径 5 µm

吸収タイプ M

吸収タイプ M

（日）

Pu

Am

Pu

Am

1

5.8×10-2

5.8×10-2

1.1×10-1

1.1×10-1

２

8.4×10-2

8.4×10-2

1.5×10-1

1.5×10-1

３

4.4×10-2

4.4×10-2

8.0×10-2

8.0×10-2

４

1.9×10-2

1.9×10-2

3.4×10-2

3.3×10-2

５

8.0×10-3

8.0×10-3

1.3×10-2

1.3×10-2

表 6.3.2-5 実効線量係数
作業員

3

238

Pu

239+240

-5

-5

Pu

241

241

Pu

Am

Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

D

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

E

3.01×10-5 Sv/Bq

3.26×10-5 Sv/Bq

5.83×10-7 Sv/Bq

2.71×10-5 Sv/Bq

A

4.35×10

Sv/Bq

B

4.35×10-5 Sv/Bq

C

4.73×10

Sv/Bq

8.48×10-7

IMBA: (Integrated Modules for Bioassay Analysis）国際放射線防護委員会（ICRP; International
Commission on Radiological Protection）が推奨する標準的な代謝モデルに基づき英国放射線防護局が 1998 年に作成した内部被ばく計算プログラム

197

4. 摂取量の算出
式(2)により摂取量を算出した。表 6.3.2-6 にその結果を示す。
なお、吸入摂取日時は、保守的に事故発生日時とした。

表 6.3.2-6 摂取量
238

作業員

239+240

Pu

241

Pu

241

Pu

Am

A

________Bq________Bq________Bq________Bq

B________Bq________Bq________Bq________Bq

C________Bq________Bq________Bq________Bq

D________Bq________Bq________Bq________Bq

E________Bq________Bq________Bq________Bq

5. 実効線量の算定式(1)により内部被ばく線量を算定した。表 6.3.2-7 にその結果を示す。

表 6.3.2-7 内部被ばくによる実効線量
作業員

238

Pu

239+240

241

Pu

Pu

241

Am

合計

A

________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

B________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

C________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

D________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

E________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。

198

添付 6.3.3
内部被ばく線量評価におけるキレート剤の効果の取扱いについて
内部被ばくによる実効線量は、摂取量に実効線量係数を乗じて算出する。
摂取量は、バイオアッセイ試料（便や尿）の測定結果（体外に排泄された放射能）や全身カウンタの測定値（体内に残留している放射能）から評価する。
実効線量係数は、放射性物質の摂取後の体内における挙動を表す代謝モデルに基づき計算された、摂取量から預託実効線量へ換算するための係数である。国際放射線防護委員会（ICRP）から、推奨される
標準的な代謝モデル（以下「ICRP モデル」という。）とそれに基づく実効線量係数の値が与えられており、その代表的な値が法令に採用されている1。実効線量係数は、核種別に与えられているが、吸入摂取の場合、吸い込んだ粒子のサイズ、化学形により代謝が異なるため、同じ核種であっても、これらにより値が異なる。
内部被ばくの場合、体内に摂取した放射性物質は、代謝により徐々に体外に排出されるものの、一部は長期間体内にとどまり被ばくを与え続ける。このため、摂取時だけでなく将来にわたって受ける被ばくを考慮することから 50 年間の積算線量である預託実効線量を算出し、これを摂取時点の年線量限度などと比較することになっている。
なお、治療の目的で投与されるキレート剤は体内に摂取された放射性物質の排泄を促す効果があるが、ICRP モデルにはこの効果は取り入れられていない。
Pu 等の内部被ばくによる線量評価においては、ICRP モデルに基づいて便中の排泄量から摂取量を求めることが一般的である。バイオアッセイによって分析された便中の Pu 等は経口又は呼吸気道に沈着
後胃腸管へ移行した成分が主である。
Ca-DTPA 等のキレート剤は、血液中で Pu 等と結合して尿中への排泄を促進させることにより、被ばく
線量を低減する効果が期待できる。一方で、便中の Pu 等の排泄量は、血液中の Pu 等の尿中への排泄を促進する効果があるキレート剤の影響をほとんど受けない。したがって、Pu 等の便中排泄量から ICRP
モデルにのっとって行う内部被ばく線量評価では、キレート剤の影響をほとんど受けないと考えられる。
さらに、現時点において、キレート剤による Pu 等の体内動態の変化を定量的に評価する手法について
は研究段階である。
以上から、今回の線量評価に関して、量研 放医研ではキレート剤の効果を考慮しない ICRP モデルに基づく評価を行っており、原子力機構も同様の判断を行った。

1

核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成 27 年原子力規制委員会告示第 8 号）
第十条第４項 第二項第二号に規定する内部被ばくによる実効線量並びに核燃料物質使用規則第三条
第八号ハ、核原料物質使用規則第二条第七号ハ及び受託貯蔵規則第二条第十号ハの線量は、別表第一の第一欄に掲げる放射性物質の種類に応じて、吸入摂取の場合は第二欄に、経口摂取の場合は第三欄に掲げる実効線量係数に摂取量を乗じたもの（二種類以上の放射性物質を吸入摂取し、又は経口摂取した場合にあっては、それぞれの種類ごとに算出したものの和とする。）とする。

199

添付 6.3.4
事故発生直後の肺モニタによる測定の経緯について
1．はじめに事故発生当日（平成 29 年 6 月 6 日）、大洗研究開発センターの産業医は、鼻スミヤの測定結果、核燃
料サイクル工学研究所（以下「核サ研」という。）で実施した肺モニタ測定の結果、事故時の汚染状況等に基づき、作業員 5 名に対してキレート剤の投与を行った。
この核サ研で実施した肺モニタ測定では、皮膚に付着していた汚染の影響によって結果が過大評価となった可能性が高いと考えられる（添付 6.3.5 参照）。これは、キレート剤投与をできるだけ早期に開始するため、燃料研究棟退出時に除染・汚染検査が完了したという情報に基づき、肺モニタ測定時には改めて汚染検査を実施しなかったことによる。この経緯の詳細を以下に示す。
2．核サ研における肺モニタ測定時に改めて汚染検査をしなかった経緯
燃料研究棟において作業員 5 名に対し鼻スミヤを採取し測定した結果、3 名から有意な値が検出され、最大は 24 Bq（α線）であった（表 4.2.1 参照）。このため、作業員を核サ研の放射線保健室へ搬送し、肺モニタ測定及びその結果等に基づくキレート剤投与を行うこととした。
今回鼻スミヤで検出された値は、過去に核サ研で発生した Pu 内部被ばく事例で線量が最大であった者の鼻スミヤの結果を上回る値であり1、これまでの知見に基づいて保守的な評価2を行った場合には、線量限度（50 mSv/年）の 10 倍を超える可能性があることが予想されたことから、キレート剤の最初の投与を急ぐ必要があった3。しかし、作業員が放射線保健室に到着したのは 19 時 41 分であり、事象発生から約 8 時間が経過していた。
また、核サ研では受入れ準備の段階では体表面の汚染検査及び除染を行う予定であったが、作業員が到着する前に大洗研究開発センターから、除染と汚染検査は燃料研究棟退出前に終了したとの情報が入り、また到着時には随行した関係者からもその旨を確認することができた4。
以上の状況から、キレート剤投与を最優先すべきとの考えの下、核サ研において改めて汚染検査及び除染を行うことはせず、キレート剤投与の判断に必要な肺モニタの測定を直ちに行うこととし、鼻スミヤの測定結果又は 108 号室退室直後の汚染検査結果の高い順に肺モニタの測定を開始した。しかしながら、緊急時には不測の事態を想定して対応すべきであり、今回肺モニタ測定前に汚染検査を行わなかったことは反省点として、今後の緊急時における対応を検討する必要がある。

1

平成 5 年に再処理施設で発生した事例で、最大の実効線量（90 mSv）となった作業員の鼻スミヤの結果は 0.8 Bq であった。
2
Kurihara.O et.al, Practical action levels for chelation therapy in plutonium inhalation using
nose swab. Radiat Prot Dosim; 127-1 (2007) pp. 411–4143
一般に、最初のキレート剤の投与の開始は、摂取後可能な限り速やかに開始することが望ましいとされている。Gerber.G et.al, Guidebook for the Treatment of Accidental Internal Radionuclide
Contamination of Workers. Radiat Prot Dosim; 41-1 (1992)
4
核サ研の特殊モニタリング手順書においては、除染が確実に行われていることを放射線管理担当課からの聞き取り情報により確認することとしている。

200

3．肺モニタ測定の位置付け及び測定値の取扱いについて
今回の事故対応で実施した内部被ばくモニタリングと医療措置の関係を図 6.3.4-1 に示す。プルトニ
ウム等による内部被ばく事故発生直後に実施する肺モニタによる測定は、主に迅速に実施すべき医学的な処置（キレート剤の投与による排泄の促進等）の判断に資することを目的としたものであり、迅速性が優先となるため、鼻スミヤの結果等から線量が高いことが予測される場合には、予防原則に沿った対応として過大評価を排除せず対応する場合がある。医療対応においては、被ばくを過小評価する方が後の対応において問題となることが多い。

図 6.3.4-1

今回の事故における内部被ばくモニタリングと医療措置の関係

今回、上記の考え方に基づき、肺モニタの測定時には改めての汚染検査はせず、その測定値に含まれる皮膚汚染による過大評価の程度を確認することはしなかった。
過大評価の可能性がある場合、その情報を付さずに測定結果のみを公表することは風評被害を含む社
会的な影響をもたらすおそれがある。今回単に測定値（ベクレル数）のみを公表してしまったことについては重大な反省点ととらえ、緊急時の対応を検討する必要がある。
4.

核サ研と量研

放医研の受け入れ時の対応の違いについて

核サ研においては、燃料研究棟の管理区域から退域する際に実施した除染及び汚染検査で管理区域からの退出基準をクリアしていたことを前提として、キレート剤の投与に係る対応を優先させ、再度の汚染検査は必要ないと判断し、量研

放医研で実施されたような詳細な汚染検査を実施しなかった。また、キレート剤の投与が終了したのは深夜であり、作業員が相当疲労していたことから、キレート剤投与後に改めて汚染検査を実施することなく休息させた。さらに、当時の機構内の関係者の間では除染又は汚染検査が不十分である可能性を考慮できなかったことから、翌日量研は実施しなかった。

201

放医研に搬送するまで汚染検査

一方、量研

放医研においては、被ばく医療機関の原則的な手順に従って、入院前の受け入れ時に、作業員 1 名に対し複数のサーベイ要員を配置し、十分な時間をかけて汚染検査を実施した。また、除染しにくい皮膚の汚染については数日間にわたって除染を行うなどの対応を行った。
5．今後の緊急時の対応
上記を踏まえて、今後は以下の対応を採る。
身体の広範囲が汚染するような事故が発生した場合は、除染完了後も一定の時間ごとに皮膚汚染の状
況をチェックするなどの対応を行うことを要領等に定める。また、肺モニタを含む体外計測においては、測定の直前に体表面汚染検査、特に対象部位（肺モニタの場合には胸部）表面の汚染検査を実施し、可能な限り除染を行うことを原則とする。
また、プルトニウム等による内部被ばく線量については、バイオアッセイ等の分析結果に基づいた評価を基本とし、この評価が確定する前に肺モニタ等他の方法での測定結果やそれに基づく暫定的な線量推定結果を外部に発信する場合には，その結果の確定度に係る情報を関係者が十分共有するよう、情報発信の手順及び方法に係る要領等を整備する。

202

添付 6.3.5
肺モニタ測定値と体表面汚染との関係の評価
1．確認・調査事項
量研

放医研に受け入れ後実施された体表面汚染の測定にて数箇所から最大 140 cpm の汚染が検出されていることから、核燃料サイクル工学研究所の肺モニタ（以下「肺モニタ」という。）の測定結果には皮膚に付着していた Pu-239 等による影響があったと考えられるため、肺モニタで測定された値と体表面汚染との関係を評価する。
2．肺モニタの仕様及び測定・評価方法(1) 仕様・肺モニタ本体：CANBERRA 製 BE5020（図 6.3.5-1）
検出器

Ge 半導体検出器 × 2 本

検出器サイズ

5000 mm2 × 20 mm（L）

測定エネルギー範囲

10 keV ～ 400 keV※肺モニタ本体は鉄遮蔽室内に収容
・解析ソフト：CANBERRA 製ホールボディカウンタ・肺モニタ用ソフト Apex-InVivo™ Version
1.2 （本ソフトのバックグラウンドプロセスとして同社製ガンマ分析ソフト Genie™
2000 Version 1.3.1 が動作する。）

・鉄遮蔽室（図 6.3.5-2）内寸

2.0 m(W) × 2.5 m(D) × 2.0 m(H)

総重量52.3 t

遮蔽材

鉄 200 mm、鉛 3 mm、銅 0.5 mm、塩化ビニル 3 mm

図 6.3.5-1 肺モニタ

図 6.3.5-2 鉄遮蔽室

(2) 測定方法
被検者は検査衣のみを着用した状態でベッドに仰臥位となる。その後、肺モニタの検出器位置を調整し、30 分間測定する。

203

(3) 評価方法
肺モニタは Am-241 及び Pu-239 を評価対象としている。これらの核種が放出する主な光子のエ
ネルギーを表 6.3.5-1 に示す。
表 6.3.5-1

Am-241 及び Pu-239 が放出する主な光子のエネルギーと放出割合
241Am

ライン

239Pu

エネルギー

放出割合

エネルギー

放出割合

Lα1

13.95 keV

0.119

13.62 keV

0.015

Lβ2

16.84 keV

0.026

16.43 keV

0.003

Lβ1

17.75 keV

0.116

17.22 keV*

0.017

Lγ1

20.78 keV

0.028

20.17 keV

0.004

26.35 keV

0.024

59.54 keV*

0.360

―

―

γ

* 肺モニタにて核種の同定及び定量に使用するエネルギーとして設定しているものを示す。

肺モニタは Pu-239 の核種同定及び定量に 17.22 keV の特性 X 線による光電ピークを使用しており、その全計数が肺中に均一分布した Pu-239 によるものとし、被検者の肺、胸郭及び胸部軟組織（以下「胸部組織」という。）による遮蔽を考慮して放射能を算出するよう校正されている。胸部組織による遮蔽の度合いは被検者により異なるため、被検者の身長・体重から胸部組織の厚みを経験
式1に基づいて算出し、補正を行う。
肺モニタは被検者の体表面に汚染がない状態で測定するのが理想であるが、胸部表面に汚染がある場合、胸部組織による遮蔽がないことから検出器の計数効率が肺中の汚染に比べ非常に高く、肺中の汚染よりかなり少ない放射能の表面汚染で同じ解析結果が算出されることになる。
Am-241 は核種同定等に使用する 59.54 keV のγ線のほかに 17.75 keV の特性 X 線を放出するが、Pu-239 に起因する 17.22 keV のピークとは分離可能であり、Am-241 の存在によって Pu-239
を過大評価することはない。一例として、作業員 E のスペクトル及び解析結果を図 6.3.5-3 及び図
6.3.5-4 に示す。

59.54 keV

計数率[cps]

17.22 keV(
13.95 keV

10

(

239

Pu)

241

Am)

17.75 keV

20

30

40

エネルギー[keV]50

図 6.3.5-3 作業員 E の低エネルギー領域のスペクトル
ピークと解析されたエネルギーを図中に記す。
このうち下線は核種同定及び定量に使用するエネルギーである。

1 F. A. Fry. Health Physics, Vol. 39, (1980). 89-92.

204

60

図 6.3.5-4 作業員 E のスペクトル解析結果
解析ソフト Genie™ 2000 によるピークフィットの結果（17.22 keV 付近の拡大）
17.22 keV（左）と 17.75 keV（右）は別のピークとして解析できている。

3．確認・調査方法
本調査では、まず、校正用の人体形状ファントム（線源なし）の胸部表面に Am-241 線源（図 6.3.55）を設置して肺モニタにて測定し（図 6.3.5-6）、Am-241 線源の 59.54 keV のγ線放出率2と測定にて得たスペクトルの 59.54 keV のピークの計数との比によって、体表面の線源からの 59.54 keV のγ線に対する計数効率を求めた。この計数効率を用い、作業員 E の体表面汚染による 59.54 keV の計数か
ら体表面汚染の Am-241 の放射能を算出した。ここで、体表面汚染による計数は、摂取量3から求めた測定時の肺中残留量に相当する計数を測定時の計数から差し引いた値とした。
検出器
（左）

50 mm
45 mm

検出器
（右）

線源

1 mm
人体形状ファントム
（頭側より撮影）

図 6.3.5-5 使用した Am-241 線源の形状

図 6.3.5-6 Am-241 線源の測定風景（網掛け部分が放射性）

46.3.5-7）の 17.75
次に、Am-241 線源の 17.75 keV の特性 X 線放出率と測定にて得たスペクトル（図keV のピークの計数との比によって、体表面の線源からの 17.75 keV の特性 X 線に対する計数効率を求めた。この計数効率は、体表面の線源からの 17.22 keV の特性 X 線に対する計数効率と同様である
2 放出率の計算には、Am-241 及び Pu-239 から放出される特性 X 線放出割合として M. C. Lépy et al. Nucl. Instr. and. Meth. in
Phys. Res. A 353 (1994) 10-15.の値を、Am-241 のγ線放出割合として IAEA. X-ray and gamma-ray standards for detector
calibration, IAEA-TECDOC-619 (1991).の値（表 6.3.5-1）を使用した。
3 量研 放医研から入手した内部被ばく線量の評価結果に基づき推定される Am-241 及び Pu-239 の摂取量
4 核種の同定・定量は、左右の検出器のスペクトルを合成したデータを用いて行う。

205

とみなし、作業員 E の体表面汚染による 17.22 keV の計数から体表面汚染の Pu-239 の放射能を算出した。
なお、Am-241 線源の測定結果の解析は作業員 E の体格を反映させて実施したため、本調査にて求計数率[cps]

める肺モニタ解析結果と体表面汚染の関係は作業員 E にのみ適用できる。
59.54 keV

17.75 keV
16.84 keV
13.95 keV

20.78 keV 26.35 keV

10

20

30

40

エネルギー[keV]5060

図 6.3.5-7 ファントム表面の Am-241 線源のスペクトル（ピークと解析されたエネルギーを図中に記す。）

4．確認・調査結果及び考察
作業員 E の測定において計数した体表面汚染が全て検出器近傍に存在した場合、Pu-239 の体表面汚染が約 45 Bq であれば、肺モニタ解析結果は 2.2×104 Bq となる。同様に、Am-241 の体表面汚染が約 5 Bq であれば、肺モニタ解析結果は 2.2×102 Bq となる。
また、作業員 E 測定時の左右の検出器での計数率の比（右：左）は 45：55 とほぼ等しいことから、汚染は片方の検出器に偏って検出されるような位置・形状ではなかったことが推測される。このことから、肺モニタの左右の検出器近傍に、α線サーベイメータの検出器の有効面積以下の面積の体表面汚染が 50 Bq の等分、すなわち左右各 25 Bq 存在すると仮定した場合、α線サーベイメータの計測値
は約 100 cpm となる5。この結果から、検出器近傍の胸部表面にα線サーベイメータの計測値にして100 cpm 程度の汚染がある場合には、肺モニタにて Pu-239 と Am-241 がそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq と解析されることを確認した。この結果のイメージを図 6.3.5-8 に示す。

肺モニタ解析結果

239

Pu 22,000 Bq

239

Pu 22,000 Bq

肺モニタ検出器
α線サーベイメータ
約 100 cpm

皮膚肺中の汚染： 胸部組織により遮蔽され、一部のみが検出される。
体表面汚染： 胸部組織による遮蔽はなく検出される。

胸部組織
肺

239

Pu 22,000 Bq＜肺中の汚染＞

239

Pu 1,000 Bq*未満＜体表面汚染を伴う場合＞*検出下限値 × 1/10 程度の値

図 6.3.5-8 肺モニタ測定における肺中汚染と体表面汚染のイメージ

5 α線サーベイメータの換算係数は、添付 6.3.1 の 2.2（3）に示した大洗研究開発センターにて通常の放射線管理で使用している

0.225 Bq/cpm であるとして計算した。また、有効窓面積は 71.5 cm2 であるとした。

206

添付 6.3.6
体表面汚染の原因について

1．はじめに作業員は、身体除染を行いサーベイメータを用いた測定による確認を経て、管理区域から退域した（平成 29 年 6 月 6 日 18 時 55 分）。しかし、翌 6 月 7 日、量研

放医研において、作業員受入時の体表面の測定により、作業員 4 名について、頭部、頸部、体幹部、上肢等、上半身を中心に複数の部位で汚染が検出された。
この体表面汚染の可能性となる事象を抽出し、これらについて専門家からの情報収集、関係者からの聞き取り、体内動態に基づく評価等による分析を行い、汚染の原因を推定した。
2．体表面汚染の可能性となる経路
体表面汚染が生じたタイミングと原因として、次のケースが考えられる。これらについて分析を進めた。
(1) 管理区域退域時に汚染が残っていた。
原因：皮膚に残留していた汚染が測定で検出できなかった。頭部に付着していた汚染が乾燥により剥離し、体表面に付着した。
(2) 管理区域退域時に体表面は除染されていたが、退域後に再汚染が発生した。
原因：鼻腔内に沈着した汚染が体外へ排出された。体内に摂取された放射性核種が汗等により体表面に移行した。
3．専門家等からの情報収集
Pu の身体汚染や体内動態の研究に多くの経験を有する海外の専門家 4 名（米国 3 名、フランス 1名）から、事故発生から量研

放医研における体表面検査に至る経過を説明した上で、汚染経路の可能性について見解を求めた。得られた意見のポイントとしては、管理区域退域前の除染により、汚染は完全に除去できずに残っており、かつ、退域時の測定条件により汚染が検出できなかった可能性が挙げられた。また、鼻腔や汗を介した Pu の体内からの排出は、可能性としては考えられるが、ヒトにおいてそれを裏付ける事例や研究報告は把握していないとの回答であった。さらに、マ
ウス実験から、Pu が体毛へ移行することが確認されていることなど、原因分析で参考となる情報も提供された。
一方、文献では、動物実験で Pu が毛包、皮脂腺、汗に移行することが報告されている。毛包や皮脂腺など体表面近傍に移行した Pu は、体表面に付着した汚染にみなされる可能性が考えられる。
4．抽出された経路の評価
2．で抽出した体表面汚染の可能性となる経路について、現場における除染や汚染検査の状況、専門家や文献調査から得た情報、関係者からの聞き取り、呼吸気道モデルや体内動態による検討等に基づき分析を行い、個々の経路について可能性を検討した。

207

(1) 管理区域退域時に汚染が残っていたケース① 皮膚に汚染が残留していた可能性
量研 放医研が公表した作業員受入時の体表面測定の結果によると、除染により水の流れた方向に沿って汚染が分布している傾向が見られ、シャワーによる除染が汚染を拡大させた可能性が指摘されている1。これより、最初に頭部を中心に付着した汚染が、水で流されて頸部、体幹部、上肢等に付着し、残留していた可能性がある。
一般的に身体に付着した汚染は、時間の経過とともに毛穴、皮膚のしわなどに入り込んで除染しにくくなるとされている2。このような状況では、飛程の短いα線の検出は困難になる。今回の事故
では、約 3 時間以上、汚染が皮膚に付着した状況にあったため、Pu 等が検出しにくい状態になり皮膚に残留していた可能性が考えられる。
また、作業員からの聞き取り調査によれば、シャワー室での除染後、水分によるα線の吸収の影響を防ぐため、タオル等で水分を拭き取ってから測定が行われた。一方で、作業員は、体表面は完
全に乾いた状態であったとは言えないとも述べている。そのため、体表面の毛穴等に残っていた湿分も、皮膚に付着した汚染からのα線を吸収し、サーベイメータによる測定の検出感度を悪くしていた可能性がある。
② 汚染の髪や頭皮からの剥離、体表面への付着
今回の汚染事故では、特殊作業帽子、特殊作業衣に覆われていない頭髪等の頭部に汚染が付着し、3 時間以上汚染した状態にあった。そのため、液体洗剤を用いた洗浄や一部の毛髪の切除により除染を行ったものの、(1)の皮膚の場合と同様に、除去しにくい状態になっていた可能性がある。頭部に残留した汚染は、毛髪や残留した水分によりα線の検出が困難になり、検知しにくいと考えられる。この残留した汚染が、管理区域退域後、頭部が次第に乾燥することにより剥離し、身体に移行した可能性がある。
この経路では、汚染は体表面以外にも広範囲に広がるため、作業員が移動に用いた車両等にも汚染が検出されると考えられる。しかし、車両をサーベイした結果、汚染は検出されなかった。したがって、この経路による汚染は考えられるが、体表面汚染の主たるものであった可能性は低いと考えられる。
(2) 管理区域退域後に体表面汚染が発生したケース① 鼻腔内に沈着した汚染の体外への排出
呼吸により吸入された放射性エアロゾルは、呼吸気道の各部位に沈着する。図 6.3.6-1 にヒトの呼吸気道を示す。鼻呼吸により吸入されたエアロゾルの一部は、鼻の先端部の前鼻道にあたる ET1
領域（胸郭外領域 1）に沈着する。事故発生現場の 108 号室で採取されたスミヤ試料の分析から、放射性エアロゾルの粒径分布（空気力学的放射能中央径）は、1～10 µm と評価されている。この粒径範囲のエアロゾルの場合、吸入した 30～40%が ET1 に沈着する（図 6.3.6-2）。このエアロゾルは、体内に吸収されるほか、鼻をかむ、拭う等により体外へ取り除かれる。体外への排出は、鼻水、くしゃみ等により更に加速される。これらの事象により、汚染が鼻腔から体外へ排出され、体表面に付着する可能性が考えられる。
12

富永隆子，ほか．第 5 回日本放射線事故・災害医学会学術集会ポスター発表, P-6 (2017)
田代晋吾. 日本原子力学会誌, Vol. 13, pp.2-7 (1971)；高崎浩司, ほか. 保健物理, Vol. 38,
pp.140-147 (2003).

208

しかし、作業員は除染時に鼻腔洗浄を行っていることから、ET1 領域に沈着したエアロゾルは、かなりの割合が除かれたと推定される。また、汚染が鼻腔から排出されたとしても、上半身に広範に付着するとは考えにくい。したがって、これが体表面汚染の経路であった可能性は低いと考えられる。

図 6.3.6-1

ヒトの呼吸気道モデル3

赤枠が前鼻道に当たる ET1 領域（胸郭外領域 1）ET2：胸郭外領域 2、BB：気管支領域、bb：細気管支領域、AI：肺胞-間質領域

図 6.3.6-2

エアロゾルのサイズに対する領域ごとの沈着割合
d：エアロゾルの密度

3

ICRP. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66. Ann. ICRP
24 (1-3) (1994).

209

② 汗による Pu 等の体表面への移行
Pb、H 等のいくつかの元素は、人体への摂取後、汗により体外へ排泄されることが確認されている。Pu については、動物実験から、毛包、体毛、皮脂腺、汗に移行することが観察されている。この経路による Pu の移行は、ヒトにおいては確認されていないが、毛包や皮脂腺、汗を経由し体表面近傍に移行した場合、体表面汚染のように測定される可能性がある。
これらの経路により Pu が体表面に移行したとすると、汚染は全身に分布し、特に発汗しやすい部位（腋窩部等）に相対的に高い汚染が見られるはずである。しかし、量研

放医研における汚染

分布の測定結果に、その傾向は見られない。したがって、これらが体表面汚染の経路であった可能性は低いと考えられる。
5．検討結果のまとめ
作業員の体表面汚染の原因について、考えられる経路を抽出した。それらについて、現場における除染や体表面汚染検査の状況、専門家や文献調査からの情報収集、関係者の聞き取り、呼吸気道
モデルや体内動態による検討等に基づき分析を行い、個々の経路の可能性を検討した。その結果、管理区域退域時に皮膚に付着していた汚染が汚染検査で検出できなかった可能性が高いと考えられる。

210

添付 6.3.7
体表面汚染検査における水分の影響について
1．はじめに燃料研究棟の管理区域退域時の汚染検査で皮膚汚染を検出できなかった原因の一つと考えられる水分の残存によるα線サーベイメータの検出への影響について、以下に考察する。
２．除染後の状況について
除染後の状況は以下のとおりである。
(1) 除染後の水分の拭き取りと汚染検査の実施について・除染後の水分の拭き取りは、作業者自らが行い、除染補助者が背中を拭き取った。水分の拭き取り
は布タオル及び紙タオルにより実施した。
・拭き取り後、少し時間（5 分程度）をおいて、身体サーベイ者（放管員）が、ダイレクトサーベイ
により汚染検査を実施した。
(2) 汚染検査時の皮膚の湿り気の状況について・見た目で濡れているようではなかったが、皮膚は湿っていた。
３．考察
上記の状況を踏まえると、汚染検査で検出できなかった原因は、残存した水分の遮蔽効果によるものと考える。すなわち、退域時の汚染検査では、Pu-239 や Am-241 から放出されるエネルギーが 5～6 MeVの α 線を α 線サーベイメータで検出することによって行うが、このエネルギーのα線は、標準空気中での飛程が 3.5～4.5 cm 程度であり、それより密度の高い水中では 40～50 µm 程度となる。皮膚には皮溝やしわの凹凸があり、その深さは、30 µm 以下のものから 800 µm 以上のもの1など様々である。これ
らの部位に Pu 粒子が残存し、洗浄時の水分が残っていた場合、α 線の減弱により汚染を検出することができない場合があることが十分に考えられる。
大洗研究開発センターにおいては、作業員の肺モニタ測定のために核燃料サイクル工学研究所への移送を急ぐ必要があり、身体除染後に少し時間（5 分程度）をおいてサーベイを行ったが、このとき皮膚の乾燥は十分ではなかった可能性がある。一方、翌日の量研

放医研のサーベイでは、十分な時間が経

過して皮膚が乾燥していたことから水分によるα線の吸収がなくなり、大洗研究開発センターで見逃された汚染が検出できたものと考えられる。
量研

放医研において作業員の除染が温水で実施されたが、1 回目(平成 29 年 6 月 7 日)でほとんど除染できたものの、残留があり、その後の除染において汚染なし（平成 29 年 6 月 12 日）2とされている。
大洗研究開発センターにおいては、シャワー設備の不備及び温水でなく常温の水の使用といった差異があるものの、数 kcpm レベルの広い範囲の汚染をほとんど除去しており、残存した汚染は水分によりサーベイで検出できなかった一部の汚染のみであると考えられる。

1

林 照次ら；「加齢，日光暴露および化粧品によるしわの変化」, J. Cosmet. Chem. Jpn.，Vol. 27(3)(1993)
2
量研 放医研 平成 29 年 6 月 12 日記者会見資料211

添付 6.4.1
計量管理帳簿による貯蔵容器内容物の調査結果概要
大洗研究開発センター燃料研究棟及び安全管理棟に保管されている計量管理帳簿を収集し、当該貯蔵容器
内の核燃料物質の性状を調査した。調査に際しては、バッチ名の付与方法等、文献[1]に示す貯蔵当時の燃料研究棟の計量管理システムに関する報告書を参考とした。
調査結果
当該貯蔵容器内の核燃料物質に関する移動履歴の概要を次項の図 6.4.1-1 に示す。主な移動履歴は以下のとおりである。
① 実験試料の原料として、他施設（旧原研東海、旧動燃東海）から貯蔵庫に核燃料物質を受け入れた。当
該貯蔵容器内試料の移動元となった原料は、Pu が 4 種類、Pu と天然 U の混合物が 1 種類、天然 U が 7 種類である。Pu の同位体組成として、5 種類が混在していることになる。
② ①の原料を、燃料研究棟内の実験室に移動し、各種化合物の作製等の実験で使用した。
③ ②の実験試料から一部を分取して X 線回折測定した後、測定済の試料はグローブボックス（以下「GB」という。）内に集約して置かれていた。計量管理帳簿を基に集計した結果、移動元となった実験試料の化
学形の内訳は、二酸化物約 95 %、炭化物約 5 %、窒化物約 0.1 %の割合であった（平成元年当時）。
④ 平成元年に、③の全ての X 線回折測定済試料のうちの約 78 ％の量に相当する Pu と U を、実験済試料の酸化加熱処理用の GB 群に移動した。その後、酸化加熱処理を行なったかどうかについては、計量管理帳
簿上は「残渣/スクラップ」で変化がないため、明らかでない。
⑤ 平成 3 年に、④の X 線回折測定済試料を、当該貯蔵容器に収納して貯蔵庫に貯蔵した。
したがって、当該貯蔵容器内の核燃料物質は、天然 U と Pu（同位体組成 5 種類混在）からなる X 線回折
測定済試料であり、平成元年に酸化加熱処理用 GB 群に移動され、その 2 年後の平成 3 年 10 月に貯蔵された。
[1] 阿部、石川、栗原、福島、「燃料研究棟における核燃料物質の管理システム」、JAERI-memo02-284、1990
年 9 月.

212

＊l

移動元の内訳に関する正確な比率は不明。残りの 22 %は別のバッチに移動＊2

生産の過程で生じた残渣及びスクラップで、リサイクル又は回収され得るもの＊3

1 つのバッチとしてまとめられた、いろいろな化学的形態の物質
図 6.4.1-1 当該貯蔵容器内の核燃料物質の移動履歴概要213

添付 6.4.2
燃料研究棟の月報、技術レポート、点検記録に基づく貯蔵容器内容物の調査結果概要
燃料研究棟に所蔵されている過去の月報、技術レポート、貯蔵容器の点検記録等の資料から、当該貯蔵容器に関連する情報を収集し、内容物の性状と貯蔵後の点検履歴に関して調査した。
調査結果（1）燃料研究棟月報
過去の燃料研究棟月報を調査した結果、実験済核燃料物質の酸化加熱処理は、昭和 55 年頃から実施され、特に平成 2 年から平成 3 年にかけて集中的に実施されていた。X 線回折測定済試料（樹脂固化物）については、昭和 60 年 9 月から 10 月にかけて U と Pu の混合炭化物約 100 個をホルダーから打ち抜いて酸化加熱処理し、混合酸化物にしたとの記載がある。月報には、その月ごとに処理した炭化物や窒化物の重量が記載されているが、具体的なバッチ名の記載はない。平成元年から貯蔵までの平成 3 年にかけて、当該貯蔵容器内の核燃料物質を酸化加熱処理していたことを直接確認できるデータは月報からは得られていない。
平成 3 年に当該貯蔵容器が貯蔵庫に保管された後、平成 8 年 5 月から 7 月に貯蔵庫に保管されている貯蔵容器の蓋を開けて内部の梱包状態の点検作業が実施され、必要に応じて再梱包が行われていた。平成 8
年 6 月の月報には、「核燃料貯蔵容器内に収納された内容器の梱包（ビニルバック、ポリ瓶等）状態の確認検査は、原料プルトニウム入り内容器 4 本及び非破壊計量用検量線作成試料入り内容器 13 本について、前月に引き続き行った。その結果、一部の梱包材に経年劣化による薄い変色が見られたので、今回検査した内容器 17 本の再梱包を行った。」との記載がある。また、7 月の月報には、「核燃料貯蔵容器内に収納された内容器の梱包（ビニルバック、ポリ瓶等）状態の確認検査は、実験済プルトニウム試料入り内容器
24 本について、前月に引き続き行い、貯蔵室内核燃料物質の確認検査を終了した。
」との記載がある。しかし、月報には具体的なバッチ名あるいは貯蔵容器番号の記載はない。
（2）技術レポート等
文献[1]の貯蔵当時の燃料研究棟の計量管理システムに関する報告書から、計量管理帳簿のバッチ名の付与方法及び記号の意味等が判明し、これを基にして添付 6.4.1 の調査結果を得た。
文献[2]及び[3]から、燃料研究棟では、X 線回折測定用試料の作製方法として核燃料物質の粉末をエポキシ樹脂系の接着剤（主剤と硬化剤の 2 液混合型）と混合し、アルミニウム製の試料ホルダーに固定する方法を用いていた（図 6.4.2-1 参照）。文献[2]には、試料 1 個当たり核燃料物質の粉末を約 0.2 g 使用するとされている。エポキシ樹脂の具体的な使用量は記載されていないが、同様の方法で作製した場合に 1g 前後となる。
文献[3]、[4]及び[5]から、貯蔵容器に収納するに当たって、化学的に活性な炭化物と窒化物について
は、試料ホルダーからエポキシ樹脂固化物を取り外し、グローブボックス内の加熱炉を用いて酸化加熱処理が行われていた時期があったと推測される。この過程でエポキシ樹脂も分解し、炭酸ガスや水、タール
等の気体として除去される。
文献[6]では、Pu 中に生成する Am-241 を分離・除去して Pu の精製を行なっていた記述があるが、文献[7]では、精製作業時の外部被ばくが問題になることから精製を行うのをやめたとの記述がある。文献の発行年から、精製しなくなった時期は 1980 年（昭和 55 年）代半ばから後半と推測される。したがって、
当該貯蔵容器内に収納されていた Pu は、Am-241 を分離・除去していたものと、していないものが混在し214ている可能性が高く、実際の Am-241 含有率は、Pu 入手時の同位体組成分析データから計算で得られる値よりも低いと考えられる。
（3）貯蔵容器の点検記録
平成 3 年 10 月に当該貯蔵容器の貯蔵を開始した後、平成 8 年 5 月から 7 月（一部は平成 9 年 2 月）に
燃料研究棟の空容器を除く貯蔵容器 64 個について点検が実施された。点検の結果、当該貯蔵容器の「貯蔵容器梱包更新の記録」（図 6.4.2-2 参照）には、当該貯蔵容器 No.1010 に関する記述（平成 8 年 7 月 19日付け）として、梱包材劣化状況欄には「ポリエチレン容器底部が変色、破損」、「内容器ビニルバックが膨張」と、更新後の欄には「異常なし」と記載されている。これに関する具体的な処置作業内容の記録は見つかっていないが、ポリ容器底部にひび割れ等が見られたものの、樹脂製の袋は破損していなかった状況が推測される。そのため、貯蔵容器内の収納物を一度グローブボックスに搬入し、核燃料物質を新しいポリ容器へ移し替え、再度バッグアウトして貯蔵容器へ収納したと考えられる。この平成 8 年 7 月の点検・詰替作業以降は、当該貯蔵容器の内部に関する点検記録類は見つかっていない。

文献[1] 阿部、石川、栗原、福島、「燃料研究棟における核燃料物質の管理システム」、JAERI-memo 02-284、1990 年 9 月.
[2] 福島、「U-プルトニウム混合炭化物の X 線回折用試料の作成法」、JAERI-M8718、1980 年 3 月.
[3] 「高速炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料の研究開発のあゆみ」、日本原子力研究所、1988 年 3 月.
[4] T. Yahata, J. Abe, M. Kato and M. Kurihara, "Incineration Method for Plutonium Recovery from
Alpha Contaminated Organic Compounds, " J. Nucl. Sci. Chem.,

22[8] (1985) p 669-677.

[5] T. Yahata, "Incineration Method for Plutonium Recovery from Alpha Contaminated Organic
Compounds, " Inorganica Chimica Acta, 140 (1987) p 279-282.
[6] 荒井、岩井、前多他、「高出力照射試験用ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの製作」、JAERI-M
86-094（1986 年 7 月）.
[7] 荒井、岩井、前多他、「JMTR 照射キャプセル（84F-10A，84F-12A，87F-2A）用混合炭化物燃料ピンの製作」、JAERI-M 89-060（1989 年 5 月）.

215

・試料と樹脂を静かに混合・試料混入樹脂を膜面上に拡げる・補強用エポキシ樹脂を継ぎ足し・樹脂硬化まで水平放置

・ガラス板、セルロース膜を取りはずし

図 6.4.2-1 X 線回折測定用試料の作製手順と外観例（写真は樹脂のみ）216

図 6.4.2-2 平成 8 年 7 月に当該貯蔵容器内の点検を行い、内容器と樹脂製の袋を交換（梱包更新）したと考えられる際の記録

核物質防護上の観点から

217の箇所は非開示としています。

添付 6.4.3
燃料研究棟の関係者（退職者含む。）への聞き取りによる貯蔵容器内容物の調査結果概要
昭和 52 年から平成 10 年の期間に燃料研究棟において業務に従事した職員 52 名の中で、管理区域においてグローブボックス又はフードを用いた作業に従事した者は 16 名であった。そこで、この 16 名に対して、面談、メール、電話問合せを実施し、12 名から回答を得た。以下に、聞き取った結果を示す。
調査結果（1）炭化物、窒化物から酸化物への安定化処理について
炭化物、窒化物が化学的に活性であることを燃料研究棟従事者はよく認識しており、1 名は実施しているところを見たことはないとの回答があったが、残りの調査対象者は、酸化加熱処理を行って安定化させていたとの回答があった。
（2）X 線回折測定用試料作製におけるエポキシ樹脂の使用とそれを混合した核燃料物質の処理について
X 線回折用試料の作製に関する質問に対して、「従事したことがない」と１名が回答し、残りの 11 名の調査対象者の中で、「試料作製にエポキシ樹脂を使用していた」との回答が 10 名からあり、1 名は「使用した樹脂がエポキシ樹脂であることを知らなかった」との回答であった。測定終了後の処理については、
X 線回折用試料の作製に関する質問に対して「従事したことがない」と回答した１名を除く 11 名中 7 名から「炭化物、窒化物に対しては酸化加熱処理をしていたが、酸化物に対するエポキシ樹脂の除去については不明」、1 名からは「回折用ホルダーから試料を外し、酸化処理を行なった。
（PuO2+UO2）の混合物についても、UO2 が U3O8 になるように酸化処理を行った」との回答であった。また、残りの３名の中で１名
は「加熱処理をすることは聞いていたが実際に当該作業を見たことがない」との回答であり、1 名は「憶えている限りでは、エポキシ樹脂の除去や酸化処理は行われていなかった」との回答、残りの１名からは無回答であった。
以上から、X 線回折測定後、化学的に活性な炭化物、窒化物については、酸化加熱処理が行われていた
時期があり、その処理時にエポキシ樹脂が除去された。一方、安定な酸化物に関してはエポキシ樹脂の除去が行われなかった可能性がある。
（3）有機物の放射線分解の危険性に対する認識について
樹脂製の袋やエポキシ樹脂などの有機物は放射線によって分解され、ガスが発生することを認識していたのは 6 名であり、4 名は「分からない」、「それほど意識していなかった」又は「ない」との回答であった。残りは無回答であった。また、ガス発生を認識していたと回答した 6 名の中に、「大量のガスが発生するとは思わなかった」との回答や、「あとになって考えれば、Pu 粉末をエポキシ樹脂に混ぜ込めばガスが発生するのは納得できる」との回答が各１件ずつあった。
以上から、有機物の放射線分解の危険性については、化学的に活性な炭化物、窒化物の取扱いと比較して、その危険性の認識が低かった可能性がある。
（4）作業マニュアルの存在について作業マニュアルについては、「あった」との回答が 2 名であり、「なかったと思う」との回答が 6 名、「分
からない」又は「不詳」が 2 名、無回答が 2 名だった。ただし、作業マニュアルがなかったとの回答者の218

中に、「グローブボックス建設時をまとめた報告書（JAERI-M レポートあるいは JAERI-memo）を利用した教育は行われ、それがマニュアルに相当する役割を果たしていた」との回答が 2 名からあった。また、樹脂製の袋を溶着する方法では、4 名が同一の回答であったことから、教育又は作業要領等の説明は行われていたと思われる。
（5）樹脂製の袋やポリエチレン容器が変質することの経験について
樹脂製の袋が劣化する可能性については、3 名の調査対象者から「認識している」との回答があった。
（6）貯蔵容器内容物の内容器について
貯蔵容器に保管する核燃料物質の内容器としては、「金属製容器を使用する」との回答が 5 名からあり、残りは無回答であった。また、内容器としてポリ容器を使用したことがあるか否かについては、3 名が「ない」と回答し、1 名は「金属容器（内容器）に入らない異形の物については、一時あったかもしれない。
しかし、その後、金属容器に入れ替えるための作業を行い、対策を講じたように思う。」との回答であった。残りは無回答であった。
（7）X 線回折測定済試料の一時保管について
6 名から X 線回折測定済試料については、空気雰囲気のグローブボックス内に一時的に容器に保管していたとの回答があり、その内容を総合すると、空気雰囲気のグローブボックス内の容器（バットの中に置いた樹脂製容器（タッパー容器）又はガラス容器）に一時保管（置くだけに近い状態）し、一定数たまると、バッグアウトして別の場所（グローブボックス）で保管していたようである。
（8）貯蔵容器への樹脂製の袋の収納について
調査対象者の中で 4 名から、樹脂製の袋を貯蔵容器へ収納する様子を聞き取ることができた。その内容を総合すると、貯蔵容器（金属容器）に入れるに当たり、内容器バッグアウト時にできる限り空気を抜き、バッグが容器に密着する状態で貯蔵容器に収めた。余ったバッグ部分はそのままか折りたたんで収納したとのことであった。
（9）貯蔵容器の一斉点検について
平成 8 年に燃料研究棟の核燃料物質貯蔵容器内の一斉点検を実施した。その時の状況について、2 名から回答があった。1 名は、「当時は知らなかった。事象発生後、当時の月報、月間作業計画を見て、行われていることを知った。貯蔵容器の内部まで確認したかどうかは知らない。」との回答であり、他の 1 名
は「全数か否か定かでないが、貯蔵容器内のビニルバッグの健全性（劣化、破損していないか）を確認したことは記憶にある。ただし、内容器の内部までは確認していない。
」とのことであった。

219

添付 6.4.4
当該貯蔵容器内の 5 種類のプルトニウムの混在比と平均同位体組成の推定
当該貯蔵容器内の 5 種類の同位体組成の Pu について、計量管理帳簿（在庫リスト）に記載の情報から混在比（重量比）を推定し、それを元に平均の同位体組成を算出した。また、Pu 中に生成する Am-241 を除去
して Pu を精製していた時期があることから、当該貯蔵容器内の Pu について精製時期を仮定し、Am-241 除去によるα崩壊量への影響を計算により評価した。
（1）5 種類の Pu の混在比の推定
表 6.4.1 に示した同位体組成 A〜E の 5 種類の Pu に関して、計量管理上の供給当事国は組成 C のみがフランスで、残りの 4 種類はイギリスである。在庫リストには、同一バッチ内であっても供給当事国ごとにPu 元素重量とそのうちの核分裂性 Pu（Pu-239 と Pu-241 の和）の元素重量が記載されている（表 6.4.4-1
参照）。したがって、当該貯蔵容器内の Pu のうち、組成 C の Pu 重量は一義的に定まる。一方、残りの 4
種類（A,B,D,E）について表 6.4.1 の同位体組成を比べると、A と D、B と E はそれぞれ完全一致ではない
ものの、ほぼ同様と見なすことができる。そこで、4 種類を A と B の 2 種類で代表し、それぞれの[核分裂性 Pu]/[全 Pu]比を用い、A と B を混合した際に表 6.4.4-1 中の比（）となるように重量比を算出した。その結果、貯蔵容器内の 5 種類の Pu の近似的な混在比として、全 Pu 量に占める組成 A、B、Cの内訳を以下のとおり推定した。
A/B/C =//(g)（2）平均同位体組成
上記（1）で算出した同位体組成 A〜C の Pu 混在状態に対して、ORIGEN 2 コードを用いた崩壊計算により、貯蔵容器内の Pu 全体の平均同位体組成を求めた。貯蔵開始時（平成 3 年 10 月）、梱包更新時（平成8 年 7 月）、蓋開封時（平成 29 年 6 月）における平均同位体組成と実効崩壊定数の計算値を表 6.4.4-2 に示す。時間の経過とともに Pu-241 は減少し、それに伴い Am-241 は増加する。表 6.4.1 に示した組成 Aの実効崩壊定数に対して、平均同位体組成の実効崩壊定数は平成 29 年時点で約 77％に相当する。また、He 生成量（＝α崩壊数）の比は、平成 3 年〜平成 8 年で組成 A の 80.5％、平成 8 年〜平成 29 年で 78.2％
である。
（3）Am-241 除去によるα崩壊数への影響
添付 6.4.2（2）により、Pu 中に生成する Am の分離・除去を行っていたことが技術レポートに記載されているが、当該貯蔵容器内の Pu に対して、具体的にどの時点でどのくらいの割合で除去されていたかは記録類が見つかっていないため明らかでない。当該貯蔵容器内の核燃料物質は平成元年に親バッチから分
割（リバッチング）され、以後貯蔵容器に収納される平成 3 年までに試料の出入りはない。昭和 58 年（1983年）から平成元年（1989 年）の間に親バッチへ加えられた核燃料物質の履歴を調べた結果、Pu 全体の 76％に相当する量は昭和 58 年に加えられていることが分かった。このことと、1980 年代後半以降は Am の除去をやめたとの記載が技術レポートにあることから、当該貯蔵容器内の Pu は昭和 58 年に Am 全量が除去されたとの仮定の下で ORIGEN 2 コードによる崩壊計算を行い、Am 除去の有無による全α崩壊数の違いを評価した。貯蔵開始時から梱包更新時までと、梱包更新時から蓋開封時までについて、貯蔵容器内の核燃料物質の全α崩壊数の計算結果を表 6.4.4-3 に示す。Am を除去した場合の全α崩壊数は、除去しない場合に対してそれぞれ 83.5％、85.4％であり、昭和 58 年に Am を除去したとしてもその後再び Am が生成し核物質防護上の観点から を非開示としています。

220

続けるので顕著な違いは認められなかった。

表 6.4.4-1 計量管理帳簿（在庫リスト）に記載の供給当事国別 Pu 元素重量
供給当事国

全 Pu 元素重量

そのうち核分裂性（組成名称）（g）

Pu 元素重量（g）

核分裂性 Pu/全 Pu

イギリス（A,B,D,E）
フランス（C）
計

表 6.4.4-2 混在状態の平均の Pu 同位体組成計算値*1（重量％）同位体

平成 3 年 10 月

平成 8 年 7 月

平成 29 年 6 月（貯蔵開始時）（梱包更新時）（開封時）

Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
実効崩壊定数 (s-1)*12.00×10-12

2.11×10-12

2.35×10-12

Pu と Am の合計で 100％に規格化

表 6.4.4-3 Am 除去の有無による貯蔵容器内核燃料物質全量のα崩壊数の比較
平成 3 年 10 月〜平成 8 年 7 月

平成 8 年 7 月〜平成 29 年 6 月（貯蔵開始から梱包更新まで）（梱包更新から開封まで）

Am 除去なし

個

個

Am 除去あり*1

個

個除去あり/除去なしの比
*1

0.835

0.854

Pu 全量に対して昭和 58 年 6 月に Am 除去を行ったと仮定

核物質防護上の観点から を非開示としています。

221

添付 6.4.5
当該貯蔵容器内容物及び飛散物の観察結果
当該貯蔵容器の蓋を固定した後に別室のグローブボックス内に搬入し、内容物（貯蔵容器内面、樹脂製の袋、ポリ容器、ポリ容器内の核燃料物質）の状態を観察した。また、樹脂製の袋の破裂時に貯蔵容器内から飛散したと思われるかけら状の粒子（飛散物）をフード手前の養生シート上から 3 個回収した。回収した飛散物と、フード手前及びフード内の養生シートを同じグローブボックス内に搬入して外観を観察した。作業
の履歴と観察項目及び結果を以下に示す。
1. 作業履歴
７月 ４日：108 号室フード（H-1）前の養生シートの上から、かけら状の飛散物 3 個を容器に回収
７月６日：回収した飛散物とフード手前養生シートを別室のグローブボックス（123-D）に搬入。フード（H—1）内の当該貯蔵容器の蓋を固定

７月２０日：フード（H-1）から当該貯蔵容器を別室のグローブボックス（123-D）内に搬入し、蓋を開けて内部の外観を撮影。搬入済のかけら状の飛散物 3 個の外観を撮影
７月２７日：フード（H—1）内の養生シートをグローブボックス（123-D）に搬入
８月

１日：容器に回収したかけら状の飛散物 3 個の観察。養生シート上に残っていた飛散物の回収・集
約と観察

８月

２日：貯蔵容器内容物の取り出し、分別、観察

８月３日：分別した内容物の観察を継続。フード内養生シート上から飛散物回収、外観観察

８月４日：分別した内容物の観察を継続、片付け（整理して金属容器に収納）

８月

９日：分別した内容物の追加観察、片付け

2. 観察項目・作業内容（1）貯蔵容器内容物の分別手順
貯蔵容器の蓋開封、ポリ容器（内容器）の蓋回収
貯蔵容器から内容物を樹脂製の袋ごと取り出し二重目（外側）の袋の取り外し（ハサミで裁断）
一重目（内側）の袋内からポリ容器取り出し
ポリ容器内の樹脂固化物を別の容器に移し替え
ポリ容器底部付近の粉末と樹脂固化物破片のふるい分け（2）観察内容
各部外観撮影
樹脂製の袋の寸法、厚さ、溶着箇所、破損箇所の観察
ポリ容器の状態
樹脂固化物（飛散物含む。
）の寸法、重量、線量当量率
分別した粉末の重量、表面線量当量率
3. 観察結果（1）貯蔵容器内面の状態（図 6.4.5-1 参照）

222

貯蔵容器の蓋内面及び本体内面ともに、樹脂製の袋を損傷するような鋭利な突起物はなかった。また、貯蔵容器内に異物（ボルト、工具等）の混入はなかった。蓋の O-リングには周方向に沿って長い亀裂が生じていることを確認した。
（2）樹脂製の袋の状態（図 6.4.5-2 参照）
貯蔵容器から取り出した内容物の全体像から、二重目の袋の頂部が開口し、そこから一重目の袋が上方に長くはみ出ている状態であった。
一重目（内側）の袋の観察結果は以下のとおり。
・ 袋の大きさは、平らにした状態で上下約 45 cm、横幅約 18 cm
・ 溶着部は両側面のみで、溶着部に沿って紙テープが貼付してある。
・ 片側の側面の溶着部に沿って約 40 cm 開口している。
・ 開口部付近の袋の厚さは 0.3 mm で、他の部分と差がない。
・ポリ容器の上端に相当する付近で変色が見られる（破裂時の微粉末付着によると考えられる。）。
二重目（外側）の袋の観察結果は以下のとおり。
・ 袋の大きさは、平らにした状態で上下約 37 cm、横幅約 22 cm
・ 溶着部は両側面と底部・ 頂部で裂けたように開口しており、開口部の幅は約 10 cm
・ 開口部付近の袋の厚さは 0.22 mm〜0.28 mm であり、他の部分より薄くなっている。
・ 頂部及び底部付近で若干の変色が認められる。
（3）ポリ容器（図 6.4.5-3 参照）
・外観上は、特に底部付近の変色が著しい。
・破損は認められなかったが、胴体部分を掴んだ際の感触から脆化が認められる。
・蓋の上面にはマジックペンで「Ｘ線打抜」と記載がある。
・蓋と容器本体は紙テープで固定してあったが、境目でテープが破断している。
・蓋、本体ともに内面には細かい粉末が付着している。
（4）ポリ容器内容物（図 6.4.5-4 参照）
外観上の観察結果は以下のとおり。
・ポリ容器高さの 2/3 程度まで X 線回折測定済試料（樹脂固化物）が収納されており、それ以外の異物や内容器、アルミニウム製試料ホルダーはなかった。
・樹脂固化物はほぼ完全な形状のものと割れたかけら状のものが混在している。
・樹脂固化物の形状は比較的平坦なものと反り返ったものがある。
・外観上の色は褐色から黒色まで様々なものがある。
・ポリ容器底部付近には、細かいかけらと粉末が混在しており、これを目開き 300 µm のふるいを用いて粉末成分を分別した。
重量と線量当量率に関する観察結果は以下のとおり。
・ポリ容器内の樹脂固化物（かけらを含む。
）はg、粉末成分は 9.89 g である。

・ほぼ完全な形状の樹脂固化物 10 個について、それぞれグローブ越しに電離箱式サーベイメータで線量当量率を測定した結果、約 5 µSv/h〜120 µSv/h まで幅広く分布している。
核物質防護上の観点から

223の箇所は非開示としています。

・欠けのあるものも含めた樹脂固化物 51 個について、同様に線量当量率を測定（距離約 10 cm）した結果、最大で 160 µSv/h、平均で 30 µSv/h である。
・上記 51 個の樹脂固化物の重量は、1 個当たり最小で 0.35 g、最大で 1.79 g、合計g である。

・上記 51 個の樹脂固化物をそれぞれ撮影した写真から寸法を読み取り、51 個分の体積を評価した結果は合計でcm3 であり、上記の合計重量から平均の密度を

g/cm3 と算出した。

・粉末成分の線量当量率をグローブ越しに測定した結果、約 180 µSv/h である。
・粉末成分をふるい分けした際にふるい上に残ったかけら成分の重量は 5.27 g で、線量当量率は0.55 mSv/h である。
（5）飛散物（図 6.4.5-5 参照）
飛散物の外観から、X 線回折測定済試料（樹脂固化物）の割れたかけらと推測される。養生シート上から集約したものの中には、貯蔵容器の塗装片等の細かい混入物も見られた。フード前の養生シート上から回収した飛散物の総重量は 1.37 g、フード内の養生シート上から回収した飛散物の総重量は 0.18 g
である。
4. 観察結果から分かったこと
ポリ容器内の収納物の大部分はエポキシ樹脂で固化された X 線回折測定済試料であり、粉末成分は少量であった。観察を行う以前には、Pu を含有した樹脂固化物を加熱処理により酸化物粉末にして貯蔵容器に収納した可能性も想定されたが、観察結果からは加熱処理した粉末は収納されていなかった可能性が高い。
エポキシ樹脂の密度は約 1.2 g/cm3 であり、これに密度 11 g/cm3 程度の核燃料物質の粉末を混合した際には樹脂固化物の密度は 1.2 g/cm3 よりも大きくなる。これに対し、貯蔵容器内から取り出した樹脂固化
物の平均密度はg/cm3 と低いことから、α線照射により樹脂が分解・ガス化して重量が減少したことを示している。
一重目の樹脂製の袋の寸法は、内部のポリ容器に対して高さ方向に余裕があるのに対し、二重目の袋の寸法は、内部の収納物に対して高さ方向にほとんど余裕のない状態であった。
貯蔵容器蓋の O-リングには長い亀裂が発生していたが、貯蔵期間中に貯蔵容器内圧が高くなったこと
で変形の影響により生じたものか、経年劣化の影響で蓋開封作業時に生じたものかは断定できない。

核物質防護上の観点から

224の箇所は非開示としています。

蓋の内面（H29.7.20撮影）

O-リングの周方向に亀裂

蓋のO-リングの状態（H29.7.20撮影）

貯蔵容器本体の内面（H29.7.20撮影）

図6.4.5-1

貯蔵容器内面の外観写真

225

一重目
樹脂製の袋

開口部

二重目
樹脂製の袋

貯蔵容器から取り出した収納物の全体像（H29.8.2撮影）

一重目（内側）の樹脂製の袋の全体像（H29.8.3撮影）

頂部

底部

二重目（外側）の樹脂製の袋の全体像（H29.8.2撮影）

二重目（外側）の樹脂製の袋頂部の開口部分（H29.8.2撮影）

図6.4.5-2

破損した樹脂製の袋の外観写真

226

蓋を被せた状態（H29.8.3撮影）

底面側外観（H29.8.3撮影）

蓋の内面の状態（H29.8.3撮影）

蓋を外した状態（H29.8.3撮影）

内容物回収後の容器内面の状態（H29.8.3撮影）

図6.4.5-3

ポリ容器（内容器）の外観写真

227

別の金属容器へ収納した状態（H29.8.3撮影）

ポリ容器から回収する前の収納状態（H29.8.2撮影）

樹脂固化物の外観観察時の写真（H29.8.3撮影）

ポリ容器底部の細かい
かけらと粉末（H29.8.2撮影）

ふるい分けした後のかけら成分（H29.8.4撮影）

図6.4.5-4

ふるい分けした後の粉末成分（H29.8.2撮影）

ポリ容器内容物の外観写真

228

1

2

3

フード前養生シート上の飛散物（H29.7.4撮影）

フード前養生シート上から回収した
飛散物の外観（H29.7.20撮影）

フード前養生シート上から回収・集約した飛散物（H29.8.2撮影）

フード内養生シート上から回収・集約した飛散物（H29.8.3撮影）

図6.4.5-5

フード前及びフード内養生シート上から回収した
飛散物の外観写真229

添付 6.4.6
当該貯蔵容器内容物及び飛散物の分析結果
当該貯蔵容器内から回収した核燃料物質（樹脂固化物及び粉末成分）とフード前の養生シート上から回収した飛散物の分析を行い、エポキシ樹脂のα線分解によるガス発生量評価に必要な情報を整理した。
1. 作業履歴
８月１８日：SEM/EDS 観察用試料の選別、分取
８月２１日：SEM/EDS 観察用試料を装置が設置された別室のグローブボックスへ搬入し、観察用に加工、粉末成分試料を観察・分析
８月２２日：SEM/EDS による粉末成分試料の観察・分析
８月２３日：SEM/EDS による樹脂固化物試料の予備観察
８月２４日：SEM/EDS による樹脂固化物試料の観察・分析
８月２５日：SEM/EDS による樹脂固化物試料及び飛散物試料の観察・分析
８月２８日：SEM/EDS による樹脂固化物試料の高倍率観察
８月２９日：SEM/EDS による樹脂固化物試料の観察・分析
８月３０日：SEM/EDS 用の観察試料を元のグローブボックスへ搬入、容器に収納
９月４日：X 線回折測定用の粉末試料を装置の設置された別室のグローブボックスへ搬入し、X 線回折測定

９月５日：X 線回折測定、測定後の試料を元のグローブボックスへ搬入し容器に収納、貯蔵容器から回収した全試料をアルゴン雰囲気のグローブボックスで保管

2. 分析対象試料
・ 貯蔵容器内から回収・分別した粉末成分（目開き 300 µm のふるいを通過したもの）
・ 貯蔵容器内から回収した樹脂固化物（X 線回折測定済試料、線量当量率別に 4 個）・ フード手前の養生シート上から回収した飛散物（樹脂固化物のかけらと推測されるもの 2 個）
3. 分析方法・項目（1）SEM/EDS による表面観察・元素分析
走査電子顕微鏡と付属のエネルギー分散型 X 線元素分析装置（SEM/EDS）による観察と元素分析（主にU と Pu の比率）を行なった。金属製の試料台の上にカーボン製の両面テープを貼り付け、その上に粉末、樹脂固化物、飛散物をそれぞれ固定して観察試料とした。粉末成分については、全量をよく撹拌した上で少量を採取し、両面テープ上に付着させた。樹脂固化物については、線量当量率が高いもの、中くらいのもの、低いものをそれぞれ選択した上でニッパーによりかけら状に切断し、両面テープ上に固定して断面の観察を行なった。かけら状の飛散物についても同様に観察した。観察・分析上の着眼点は以下のとおりとした。
・ 分別した粉末成分の粒子径、形状、U と Pu の比率、U と Pu 以外の金属元素の有無
・ 樹脂固化物中の粉末粒子径、U と Pu の比率、線量当量率による相違、U と Pu 以外の金属元素の有無
・ 飛散物が貯蔵容器内の樹脂固化物由来であることの確認（2）X 線回折測定による化学形の同定

230

ふるい分けした粉末成分から少量を採取し、乳鉢中で粉砕した後に Cu 管球を X 線源とした X 線回折測定を行い、得られた回折ピークをデータベースと照合して含有する化合物の化学形を同定した。
4. 分析結果（1）粉末成分
粉末成分の観察像を図 6.4.6-1 に示す。観察像(a)と(b)の背景の黒色部分はカーボンテープである。粉末粒子の大きさは、1 µm 程度の微細なものからふるいの目開きである 300 µm に近いものまで幅広く存在しているが、微細な成分は相対的に少なく、体積的には数十 µm 以上の成分が大部分を占めている。また、粗大な成分は角張った形状のものが多く見られる。写真(c)は粗大な粒子の表面を拡大観察したものであり、背景の暗部はエポキシ樹脂で、明るい部分が粉末粒子である。
EDS による元素分析の X 線スペクトルの例を図 6.4.6-2 に示す。(a)は平均的な組成を評価するために視野全体の面分析を行った例であり、金属元素を U と Pu で規格化して簡易定量分析（Lα線のピーク高さの比で評価）した結果、U/(U+Pu)比（U 含有率）は 0.74 であった。個々の粒子表面で約 60 点の点分析を行った結果でも、大部分は U 含有率が 0.8±0.1 の範囲内であった。一方、(b)は、局所的に見られた Pu
含有率の高い粒子の例で、Pu/(U+Pu)比（Pu 含有率）は 0.87 であった。U と Pu 以外の金属元素では、(c)に示すとおり点分析で局所的に Ni が検出された。Ni の由来として、炭化物燃料への焼結助剤利用を目的とした Pu-Ni-C 系化合物の研究が行われていた経緯がある[1]。Pu-241 の娘核種である Am-241 に関して
は、定量評価できるほどの有意な強度の Am のピークは検出されなかった。軽元素に関しては、酸素とともにいずれの X 線スペクトルにおいても比較的強度の高い炭素のピークが検出された。
粉末成分の X 線回折プロファイルを図 6.4.6-3 に示す。蛍石型構造の二酸化物（UO2、PuO2、(U,Pu)O2等）に由来する 2 相の回折ピークのほかに、岩塩型構造の炭化物（UC、PuC、(U,Pu)C 等）と角度がよく一致する鋭い回折ピークが確認された。元素分析で検出された Ni については、可能性のある化学形はPuNiC2 であるが、これに由来する回折ピークはなかった。ほかには、粉末試料を充填した白金製ホルダーに由来する回折ピークと、同定できなかった回折ピークがある。
なお、X 線回折測定により炭化物が含まれていることが判明したため、貯蔵容器から回収した全試料と飛散物は、分析作業の終了後にアルゴン雰囲気のグローブボックス（124-D）へ移動して保管している。
以上の観察像と元素分析結果から、分別した粉末は樹脂固化物の表面やかけらの断面から脱離した粉末
粒子と樹脂の微細なかけらであると考えられ、貯蔵期間中に徐々に発生したか、あるいは X 線回折用ホルダーから樹脂固化物を打ち抜く作業の際に発生した細かい成分を回収し、樹脂固化物とともにポリ容器に収納したと推測される。また、粉末成分中に炭化物と考えられる化合物が含まれることからも、樹脂固化
物を酸化加熱処理した酸化物粉末は当該貯蔵容器に収納されていなかった可能性が高い。
（2）エポキシ樹脂固化物
線量当量率の高、中、低で選別した 3 個の樹脂固化物の断面の観察像を図 6.4.6-4 に示す。左側の全体像では、固化時の方法に起因して、粉末とエポキシ樹脂を混合した層と後から樹脂のみを充填した層が明確に分かれている。右側の拡大像からは、数 µm の微細な成分から最大 50 µm 以上までの大きさの粉末粒
子が樹脂中に分散していることが分かる。また、試料によって樹脂と粉末の混合比に個体差が見られ、粒子間の近接度合いが異なる。いずれの試料にも 50 µm 前後の気泡痕が見られ、樹脂のα線分解で発生したガスが放出されずに蓄積されていた可能性が考えられるが、線量当量率の高低にかかわらず気泡痕がある
ことと、樹脂のみの層にもあることから、試料作製時に巻き込んだ空気（又はアルゴン）が気泡として残ったまま固化された可能性もある。
図 6.4.6-4 に示した 3 個の試料と、後述の 1 個（図 6.4.6-5）について、それぞれ 20 点前後の点分析

231

によって Pu/(U+Pu)比（Pu 含有率）を評価し、線量当量率と比較した結果は以下のとおりである。
・ 線量当量率：高（約 220 µSv/h）、Pu 含有率：0.17±0.06
・ 線量当量率：高（約 153 µSv/h）、Pu 含有率：0.77±0.17・ 線量当量率：中（約 56 µSv/h）、Pu 含有率：0.15±0.04
・ 線量当量率：低（約 14 µSv/h）、Pu 含有率：〜0
線量当量率が低いものは U のみの化合物と考えて良いが、中くらいのものと高いものとでは、線量当量
率と Pu 含有率の間に明確な比例関係は見られなかった。このことから、個々の樹脂固化物中の粉末量が大きく異なることや、Pu の同位体組成（Am 含有率）が異なる可能性が考えられる。
U と Pu 以外の金属元素では、線量当量率約 153 µSv/h の試料で希土類の Sm（サマリウム）が検出された。EDS による X 線スペクトルを図 6.4.6-5 に示す。Sm の由来として、酸化物燃料に種々の希土類元素を添加した際の熱伝導率への影響を研究していた経緯がある[2]。
（3）飛散物
かけら状の飛散物 2 個について観察と元素分析を行った。観察像を図 6.4.6-6 に示すとおり、ポリ容器
内の樹脂固化物と同様に粉末粒子が樹脂に分散した断面組織であり、飛散物は樹脂固化物が割れたかけらであることを確認した。
なお、元素分析の結果、飛散物中の粉末粒子は一方はほぼ Pu からなる化合物、他方はほぼ U からなる化合物であった。
5. 樹脂固化物中の粉末粒子径の評価
エポキシ樹脂のα線分解によるガス発生量の評価において、粉末粒子内部で発生したα粒子のエネルギ
ーは、粉末粒子の外へ到達するまでに結晶内で減衰するため、粉末粒子径が重要な情報である。線量当量率の高い試料と中くらいの試料それぞれ 1 個について、観察画像上で個々の粒子径を読み取り整理した結果を図 6.4.6-7 に示す。粉末粒子内で発生するα粒子の数は粒子重量（＝体積）に比例することから、粒子径の単純な算術平均ではなく、粉末粒子の全体積に対する個々の粒子体積の累積分布を求め、累積度数
が 50％となる粒子径（D50）を平均の粒子径とした。D50 値として図の(a)のグラフからは約 22 µm、(b)のグラフからは約 36 µm を得た。
6. まとめSEM/EDS による観察・元素分析と X 線回折測定の結果から明らかになった点は以下のとおりである。
・ 粉末成分の分析結果から、平均的な U と Pu の比率は計量管理帳簿に記載の重量比と概ね整合する。
・ ポリ容器内の粉末成分は、粗大な成分が多いこと、樹脂も含んでいること、炭化物が検出されたことから、樹脂固化物を加熱処理して得た粉末ではなく、樹脂固化物断面から生じた微細な成分である可能性が高い。
・ 核燃料物質の化学形として、少なくとも二酸化物と炭化物が含まれる。
化合物は U のみからなるもの、
Pu のみからなるもの、U と Pu の混合化合物がある。
・ 個々の樹脂固化物中の粉末重量には大きな幅があることが示唆される。
・ 樹脂固化物中の粉末の平均粒子径として、2 個の試料から約 22 µm と約 36 µm を得た。

・ 飛散物は、樹脂固化物が割れたかけらである。

232

7．参考文献[1] Y. Arai, Y. Suzuki, T. Sasayama, H. Watanabe, Ternary compounds PuNiC2 and PuCoC2, Journal of
Nuclear Science and Technology, 19 (1982) 257-260.
[2] 福島奨，希土類元素を含む酸化物燃料の熱伝導度，JAERI-memo 61-174 (1986 年 6 月).

233

(a) 低倍像（反射電子像）(b) 中倍像（反射電子像）(c) 高倍像（二次電子像）

図6.4.6-1

粉末成分の観察像

234

µ
100 µ
µm
分析

面分析

2400

1800

Pu Lα

OKa CKa

1500
1200

Pu Lα

U Lα
ULa

900
600

ULb

CountsU Lα

UMb UMa

2100

300
0

100
µm
µm
100100
µm

0.00

3.00

6.00

9.00

12.00

15.00

18.00

21.00

keV

(a) 面分析（平均的なU含有率の評価の例、U/(U+Pu)〜0.74）

点分析

U Lα

Pu Lα

100 µm(b) 点分析（局所的にPu含有率が高い粒子の例、Pu/(U+Pu)〜0.87）
1000 052

点分析
UMa

900

UMb

800

0? 52

200

NiKb

300

NiKa

400

Ni Kα

NiLl NiLa

500

OKa

600

CKa

Counts

700

100
0.00
500 µm 0.5 mm

1.00

2.00

3.00

4.00

5.00

6.00

keV

(c) 点分析（局所的にNiが検出された例）

図6.4.6-2

粉末成分のEDSによるX線スペクトルの例

235

7.00

8.00

9.00

10.00

図6.4.6-3

粉末成分のX線回折プロファイルとデータベース*との比較（*ICDD：The International Center for Diffraction Data)236

粉末と樹脂の混合層

樹脂のみの層(a) 線量当量率：高（約220 µSv/h、二次電子像）

X線回折面側粉末と樹脂の混合層
樹脂のみの層(b) 線量当量率：中（約56 µSv/h、二次電子像）

樹脂のみの層
粉末と樹脂の混合層(c) 線量当量率：低（約14 µSv/h、二次電子像）

図6.4.6-4

線量当量率で選別したエポキシ樹脂固化物3個の断面観察像（左：全体像、右：拡大像）

237

042

320

3.00

6.00

240

ULa

160

Sm Lα

ULb

042

SmMa

Counts

400

SmLa
SmLb
SmLb2

480

点分析
UMb

OKa CKa

560

UMa

640

80
0
100
µm
µm
100100
µm

0.00

9.00

12.00

15.00

keV

図6.4.6-5

樹脂固化物のEDSによるX線スペクトルの例（線量当量率：高（約153 µSv/h）、希土類のSmを検出）

カーボンテープ
粉末と樹脂の混合層
樹脂のみの層飛散物(a) 全体像（二次電子像）(b) 拡大像（二次電子像）

図6.4.6-6

かけら状の飛散物の観察像

238

18.00

21.00

(a) 線量当量率：高（約220 µSv/h）(b) 線量当量率：中（約56 µSv/h）

図6.4.6-7

観察像からの平均粒子径の評価（左：観察像上で粒子径の読み取り、右：体積基準による粒度分布グラフ）239

添付 6.4.7
貯蔵容器の蓋開封時の状況に関する作業員への聞き取り調査概要
実施日：平成 29 年 6 月 28 日
場

所：大洗研究開発センター

健康管理棟

回答者：作業員 3 名（1）貯蔵容器のボルトを緩め、外していく過程について
・ 6 本のボルトを、抜けない程度のところまで順に均等に緩めていった。
・ 6 本のボルトを緩めた段階で、貯蔵容器の蓋が浮き上がってきており、容器本体との間に（感覚的には）数 mm くらいの隙間ができていた。
・ 緩めたボルトを 1 本ずつ抜いて行く過程で、抜いた箇所からだんだんと蓋が上がってきていた。
・ 4 本のボルトを抜き、残り 2 本のボルトを緩める際に「シュ」と内圧が抜ける音がして、目視では分からないが、その時 O-リングの一部分が容器本体の上端よりも上にきていたと思った。
・ 対角線上に２本のボルトが残っている状態で、蓋を手で押さえつけていなくてもボルトで支えられていた。蓋と容器の間に隙間ができていたので、隙間の全周スミヤを採取し、汚染のないことを確認した。
（2）残り 2 本のボルトを外す過程から破裂まで
・ 残り 2 本のボルトを交互に少しずつ指で緩めていった。その際、蓋を下に押さえつけていたわけではなく、片手で取手を持っていた。その過程で、完全にボルトを蓋から抜き去る前に破裂してしまい、
蓋が外れた。
・ 結果的には、ボルトのネジ山が容器に掛かっていない状態まで緩めた瞬間に破裂したことになる。
・ 破裂時の圧力から考えて、蓋が浮き上がってくるのを蓋の自重で押さえつけられる状況ではないと思った。
（3）破裂した瞬間の状況について・ 破裂時に O-リングが容器本体の上端よりは上がったと思うが、数 cm も上がっていないと思った。蓋が容器本体から大きく離れてから「パン」と鳴ったわけではない。蓋が飛んだり、ボルトが飛んだりはしていない。
・ この時すでに写真（図 6.4.3）のように、容器から樹脂製の袋の一部がはみ出ていた。
・ 破裂音は「パン」と 1 回だった。（主作業員は）キーンと耳鳴りがして聞こえなくなるほどの音ではなかった。（別の作業員は）耳が痛くなるほど大きな音だった。
・ （主作業員は）左腹部に風圧は感じたが、飛散物がぶつかった感覚はなかった。視覚でも飛散物を捉えていなかった。フードのガラスがあったからだと思うが、顔には風を感じていない。
・ （主作業員の右後方にいた他の作業員は）両太腿の上方辺りに風を感じたが、ものが当たった感覚はなかった。
（4）破裂後の状況や処置について・ 破裂した時に「モヤモヤした煙のようなもの」が見えたことに関して、煙草の煙のような白っぽい感

240

じがした。ごく短い間だけパッと飛んで、すぐに拡散して見えなくなった。粉末という感じではなかった。
・ 破裂から写真（図 6.4.3）を撮影するまでに、状況保存を優先して貯蔵容器には触れていない。
・ 樹脂製の袋の開口部は、主作業員が上から見て 7 時方向（真正面よりも幾分左寄り）を向いており、左腹部に風圧を感じたのと整合する。
・ 写真（図 6.4.3）で見えているのは、貯蔵容器内容物の観察結果から一重目の袋で、主作業員の位置からは容器内部の二重目の袋は見えなかった。
・ ポリ容器の蓋は上下逆転して内面が上側を向いていた。
・ 写真右側の袋内に見えている、黒い核燃料物質らしきものは、主作業員の位置からは見えなかった。
・ 主作業員の位置からは貯蔵容器内の状況は見えなかったが、フード前の床の養生シート上に散らばった飛散物を見て、何かで固めてあるものと思った。
・ 実験室外の職員と措置に関して相談し、状況保存の観点からとりあえずできる措置として、貯蔵容器の蓋を閉めることとした。
・ その際、貯蔵容器上端からはみ出ている部分は、容器上端と同じくらいの高さまで手のひらで慎重に押し込んだ。
・ その後、蓋を載せてボルトを締めることを試みたが、ボルトの先端が容器本体に届かない距離まで蓋が浮いており、上手く出来なかった。
・ O-リングが容器上端に掛かっており、半気密状態にはなっていると思った。内圧が上がっていて破裂したので、気密状態にするリスクも考えられた。

241

添付 6.5.1
スミヤろ紙・フィルタの測定・評価結果
Ⅰ. スミヤろ紙・フィルタの外観，光子エネルギースペクトル室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタ（平成 29 年 6 月 6 日交換）及び 108 号室内汚染検査結果のスミ
ヤろ紙（平成 29 年 6 月 7 日採取）について、詳細撮影した外観を図 6.5.1-1 に、Ge 検出器による光子エネルギースペクトルを図 6.5.1-2 に、イメージングプレート（以下「IP」という。
）の画像を図 6.5.1-3に示す。
Ⅱ. スミヤろ紙の粒子径
１．Pu の粒子径について
108 号室のスミヤろ紙 14 枚について、IP で測定し、室内に飛散した Pu の粒子径の評価を行った。
国際放射線防護委員会（ICRP）の呼吸気道モデルによる線量評価では空気力学的放射能中央径（以下「AMAD」という。）の 1 μm と 5 μm がデフォルト値となっており、Pu 粒子の粒子径は AMAD を評価するための重要なデータとなる。このため、今回の IP による Pu 粒子径の評価においては、1 μm 又は5 μm の適用に資するため、現実的に AMAD が最も小さくなる条件を仮定し、評価を行った。
2．Pu 粒子の AMAD の評価について
IP による測定により画像の個々の Pu 粒子の画像から α 線放射能量を評価し、その放射能量から Pu
粒子の粒子径を評価する。その Pu の粒子径から空気力学的径1を計算し、AMAD を評価する。
イメージングプレートによる放射能量評価については、原子力機構が開発した方法[1,2]により実施した。また、今回使用したイメージングプレートの読取装置については、Pu 及び Am-241 線源により放射能量の評価がほぼ一致していることを確認している。Pu の粒子径は IP 画像から得られた個々の放射能量から球形を仮定して直径を算出[3]した。
空気力学的径は文献[3,4]の換算式を用いて各 Pu の粒子径から計算し、空気力学的径の分布を対数正規分布に当てはめることで、AMAD を評価した。
また、AMAD が最も小さくなるよう、以下の条件を仮定した。
・Pu のみの化学形態で付着物等がないと仮定
・Pu の密度：硝酸 Pu 塩：2.9 g/cm3（Pu(NO3)4・5H2O）
酸化 Pu ：11.46 g/cm3（PuO2)
・比放射能：7.7×109 Bq/g （比放射能が高くなる法令報告の A の組成を適用）
なお、現段階での調査において、当該容器内に硝酸 Pu 塩の存在は確認されていないが、最も AMAD
が小さくなる場合として計算した。実際の Pu 粒子は大部分が酸化物（PuO2）と考えられ、塵等の付着などもあり、本評価よりも AMAD は大きなものとなる可能性がある。
3． Pu 粒子の粒子径について（1）IP で算定した Pu 粒子の粒子径について

1 対象とする粒子について空気中で同じ挙動を示す仮想的な水滴の直径として換算したもの。

242

IP で評価した Pu 粒子の粒子径分布を表 6.5.1-1 に示す。IP による評価の結果、粒子径の平均はそれぞれの試料において、約 0.8～3.5 µm（硝酸 Pu 塩及び酸化 Pu を含めた範囲。ただし、No.8 の巨大粒子を除く。）であった。
試料の No.1、No.7、No.8、No.13 及び No.14 は α 線の放射能強度が高く、通常の放射線検出器の結果よりも IP の評価結果は低い傾向であった。これは Pu 粒子中での α 線の自己吸収の効果によるものと考えられる。
なお、粒子径の評価においては放射能強度の過小評価は粒子径が小さく計算されることになり、保守側の評価となる。
No.8 については、画像から１つの巨大な粒子の存在がみられた。図 6.5.1-5 に No.8 の IP 画像（拡大）を示す。
（2）電子顕微鏡で観察された Pu 粒子の粒子径について
試料 No.3 及び No.8 について電子顕微鏡による Pu 粒子径の観察結果を図 6.5.1-6 に示す。スミヤろ
紙 No.3 では 1.9、2.0、5.4 及び 8.4 μm の Pu 粒子が観察されている。また、スミヤろ紙 No.8 では 2.2、
2.3、3.8、4.2、5.6、49.1 及び 89.6 μm の Pu 粒子が観察されている。
観察された粒子は様々な形状があるが、1.9～8.4 µm の観察結果は、IP の測定から評価した粒子径の範囲内（0.2～44 µm 硝酸 Pu 塩及び酸化 Pu を含めた範囲）である。
49.1 µm 及び 89.6 µm の粒子については、細長の形状をしており、球形として換算した場合の直径は小さくなる。また、Pu 粒子中の α 線の自己吸収により IP では小さく評価される傾向を考慮すれば、49.1µm 及び 89.6 µm の粒子についても IP による粒子径の評価結果から外れるものではないと考える。
4． Pu 粒子の AMAD の評価結果について
Pu 粒子から計算した空気力学的径及び AMAD を表 6.5.1-2 に、硝酸 Pu 塩を仮定した場合の AMADを図 6.5.1-4 に示す。スミヤろ紙 No.8 については巨大粒子とその影響範囲の粒子を除いた評価をカッコ内に示した。スミヤろ紙の結果からは硝酸 Pu 塩では AMAD は 4.3～11 µm 以上、酸化 Pu では、AMAD
は 5.6～14 µm 以上となった。したがって、スミヤろ紙については、AMAD は約 4 µm 以上と考えられる。また、Pu ダストろ紙については、硝酸 Pu 塩で AMAD は約 3 µm、酸化 Pu で 3.9 µm となった。
AMAD の傾向としては室内の汚染のレベルと同じ傾向であり、当該のフードから離れるほど AMAD
が小さくなる傾向があった。当該フード付近の No.8 においては、巨大な粒子が見られた。No.1、 No.7
及び No.8 は作業員の行動範囲及び退室経路にもなっており、表面密度の高い場所の AMAD の分布についてはこれらの影響も考慮する必要がある。
5．参考文献[1] 佐 川 直 貴

ほ か ；「 MOX 燃 料 製 造 施 設 の 放 射 線 管 理 へ の イ メ ー ジ ン グ プ レ ー ト の 適 用 」，

JAEA-Technology 2010-051（2010）[2]K.Takasaki et al.; ”An Autoradiographical Method Using an Imaging Plate for the Analyses of
Plutonium Contamination in a Plutonium Handling Facility”, Journal of NUCLEAR SCIENCE andTECHNOLOGY, Vol. 48, No. 6, p. 1–8 (2011)[3]日本保健物理学会 ICRP 新呼吸気道モデル専門研究会；「ICRP Publication 66 新呼吸気道モデル 概要と解説」、日本保健物理学会（1995）[4]石榑信人, 稲葉次郎；「ICRP 新呼吸気道モデルに基づく 239Pu の内部被曝線量評価における粒子性状依

243

存性」、保健物理、30、227-237（1995）

図 6.5.1-1

図 6.5.1-2

108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタの外観

108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタの光子エネルギースペクトル244

図 6.5.1-3

108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタのイメージングプレート像

245

246

133

353

34

No.13

No.14

Pu ダス
トモニタ
36

374

101

49

38

24

15

1200

174

26

13

16

44

80

159

IP によるろ
紙上の放射能量（Bq）

0.4

1.6

1.0

0.7

0.7

0.7

0.5

1.5

1.1

0.8

0.5

0.5

0.8

0.7

1.0

最小値
(μm)

4.2
（3.5）

3.9

16

10

8.0

6.7

8.1

4.9

*3：巨大粒子の影響あり。カッコ内は巨大粒子の影響を除いた値*2：測定値の差違が大きかったため、別の測定器での値を記載

1.2

3.4

2.8

2.0

2.0

1.9

1.5

＊3

44
（10）
＊3

2.8

1.9

1.4

1.5

2.0

2.1

2.6

平均値
(μm)

14

8.9

5.7

4.8

12

11

12

最大値
(μm)

粒子径（硝酸 Pu 塩の場合）*1：スミヤろ紙の測定結果から算定。線源効率は 0.5 とした。

47.4

No.12

No.7

38.6

218

No.6

No.11

30.8

No.5

24.7

12.6

No.4

No.10

14.7

No.3

16.0

44.6

No.2

No.9

78.3

No.1

1300＊2

219

試料

No.8

放射線測定器によるろ紙上の放射能量＊1
（Bq）

0.2

1.0

0.6

0.5

0.5

0.5

0.3

0.97

0.7

0.5

0.3

0.3

0.5

2.5

9.9

6.5

5.1

4.2

5.1

3.1

28
（6.5）
＊3

9.1

5.6

3.6

3.0

7.9

7.0

7.8

0.6
0.5

最大値
(μm)

最小値
(μm)

0.8

2.2

1.7

1.3

1.3

1.2

0.9

2.7
（2.2）
＊3

1.8

1.2

0.9

1.0

1.2

1.3

1.7

平均値
(μm)

粒子径（酸化 Pu の場合）

－

－

－

－

－

－

－

2.2，2.3，3.8，4.2，5.6，
49.1，89.6

－

－

－

－

1.9，2.0，5.4，8.4－－

粒子径(μm)電子顕微鏡での観察結果

表 6.5.1-1 イメージングプレートの測定結果から計算した Pu 粒子の粒子径分布

247
1.1～11
1.1～99.4
1.1～11
1.4～142.2～22

0.7～8.0

0.7～6.6

0.7～7.9

1.0～101.5～15

0.4～3.9

No.10

No.11

No.12

No.13

No.14

Pu ダストモニタ
0.5～5.5

0.8～6.9

0.5～4.9

No.9

1.1~13
2.2~62（2.2～14）0.8~8.8

No.6

0.8~7.9

1.5~44（1.5～10）0.5~5.6

No.5

0.8~6.7

No.8

0.5~4.7

No.4

1.1~181.6~200.8~12

No.3

1~16

1~14

0.7~11No.2

1.5~17

空気力学的径の範囲(μm)

硝酸 Pu 塩No.7

1.0~12

Pu 粒子径の範囲
(μm)

No.1

スミヤ
ろ紙

3.0

10

7.7

6.1

5.5

5.6

4.5

50
（10）

11

0.2～2.5

1.0～9.9

0.6～6.5

0.5～5.1

0.5～4.2

0.5～5.1

0.3～3.1

0.8～7.1

2.9～281.9～181.4～141.5～12

1.5～14

3.9

13

9.8

7.8

7.1

7.2

5.8

14

9.9

1.1～8.8

1.6～16

0.5～5.6

7.8

5.6

63
（13）

1.0～100.3～3.6

4.3

6.1

2.9～78（2.9～18）

1.0～8.6

0.3～3.0

4.7

13

1.0～28（1.0～6.5）

1.5～22

0.5～7.99.8

12

2.1～25

1.4～200.5～7.0

14

AMAD
(μm)

0.7～9.1

2.0～21

0.6～7.8

11
9.7

空気力学的径の範囲(μm)Pu 粒子径の範囲
(μm)

AMAD
(μm)

酸化 Pu

表 6.5.1-2 IP による空気力学的径及び AMAD の評価結果

Pu ダストモニタのフィルタろ紙

1 つの巨大粒子の影響がある。
（ ）は巨大粒子を除いた場合の値

備考

248

図 6.5.1-4⑪ 5.5 μm 以上⑫

以上

6.1 μm

以上

10 μm
以上

⑬ 7.7 μm⑭

空気力学的放射能中央径（AMAD）の評価結果（硝酸 Pu 塩を仮定）④ 4.7 μm 以上

5.6 μm

4.3 μm 以上

9.8 μm 以上

以上⑩

9.7 μm 以上⑤

4.5 μm以上

7.8 μm 以上③⑨

フード(H-1)⑧ (10 μm)以上

Pu ダストモニタ
3.0 μm 以上⑦ 11 μm 以上⑥① 11 μm 以上②

108 号室：グローブボックス

40 ㎜
40 ㎜

IP による測定の画像から No.8 のスミヤろ紙については極めて大きな α 線放出粒子が観察された。その影響が大きいため、影響範囲内の粒子を除外した評価も行った。

図 6.5.1-5

スミヤろ紙 No.8 の IP 画像249

スミヤろ紙 No.3

スミヤろ紙 No.8

図 6.5.1-6

スミヤろ紙の電子顕微鏡画像250

添付 6.5.2
室内 Pu ダストモニタ No.2 の指示値及びフィルタ測定結果の検討
内部被ばく線量評価の参考とするため、室内 Pu ダストモニタ No.2 の指示値及びフィルタ測定結果について、床スミヤ試料の測定結果との比較を中心に検討した。
Pu ダストモニタ No.2 は、事故発生当時、108 号室のグローブボックス 811-D 近傍の空気の連続採取及び測定を行っていた。採取した空気は放射線管理測定室に移送してろ紙上に塵を採取し、α線測定器
でろ紙上のα放射能を連続測定する。系統図は図 4.2.12 に示されている。このモニタについては、燃料研究棟の核燃料物質使用変更許可及び保安規定に記載はなく、自主的に設置した放射線管理モニタであり、108 号室の全体的な空気中の放射性物質濃度の監視を目的としている。室内 Pu ダストモニタ No.2の吸引口の位置は図 6.5.2-1 に示すとおりであり、フードから離れた位置にある。
過去の定期点検記録及び日常点検記録から、測定系における異常の発生や性能の劣化、サンプリング
流量の低下などは見られず、採取空気中の Pu ダスト濃度の測定性能が維持されていたことを確認した。
破裂に伴って飛散した放射性粒子のうち比較的粒子径が大きく重いものの多くは床に沈降し、粒子径が小さく軽いものは空気中に浮遊する。このことは、イメージングプレートによる測定等から評価された床スミヤ試料と室内 Pu ダストモニタフィルタの粒子径を比較すると、Pu ダストモニタフィルタの粒子径は小さい傾向にある（表 6.5.1-1 参照）ことからも確認できる。
したがって、108 号室内に拡散した粒子の粒子径は、破裂の際フードの近くにいた作業員が直接浴びた飛散粒子の粒子径より小さいと考えられる。
なお、室内 Pu ダストモニタ No.2 の指示値が破裂の約 3 時間経過後に上昇したのは、作業者が室内 Pu
ダストモニタ No.2 付近を移動し、その影響で放射性物質が吸引されたことによるものと考えられる。

給気口

排気口

フード(H-1)

室内 Pu ダストモニタの吸引口：グローブボックス

図 6.5.2-1 108 号室内の Pu ダストモニタ No.2 の吸引口位置251

添付 6.5.3
半面マスクの測定・分析結果
Ⅰ．ゲルマニウム半導体検出器による半面マスクの予備測定結果
半面マスクの詳細測定に先立ち、照射燃料試験施設（AGF）管理区域内において、梱包状態の半面マ
スク本体について、ゲルマニウム半導体検出器によりγ線スペクトル測定を行い、汚染状況を確認した。
１．測定日

平成 29 年 7 月 28 日

２．測定方法等（１）測定器ゲルマニウム半導体検出器（２）測定対象① 半面マスク No.1（交換後マスク 着用者不明）② 半面マスク No.2（交換後マスク 着用者不明）③ 半面マスク No.3（交換後マスク 着用者不明）④ 半面マスク No.4（交換後マスク 着用者不明）⑤ 半面マスク No.5（作業員 C 作業時着用）⑥ 半面マスク No.6（作業員 E 作業時着用）⑦ 半面マスク No.7（作業員 D 作業時着用）⑧ 半面マスク No.8（作業員 A 作業時着用）⑨ 半面マスク No.9（作業員 B 作業時着用）（３）測定時間

600 秒

３．測定結果得られたスペクトルを以下に示す。検出された主な核種は Am-241 であった。着用者不明の交換
後の半面マスクのうち、No.2 は他の交換後の半面マスクよりも Am-241 のピークの計数が 1 から 2桁程度大きく、さらに作業員 E 以外が作業時に着用していたマスクよりも大きいことから、作業員
E が交換後に着用した半面マスクであると推定される。以後、半面マスク No.2 を作業員 E の交換
後マスクと識別する。

252

半面マスク No.1(交換後 着用者不明)

半面マスク No.2(交換後 着用者不明)

半面マスク No.3(交換後 着用者不明)

半面マスク No.4(交換後 着用者不明)

図 6.5.3-1-1 各半面マスクのγ線スペクトル測定結果（その１）253

半面マスク No.5(作業員 C 作業時着用)

半面マスク No.6(作業員 E 作業時着用)

半面マスク No.7(作業員 D 作業時着用)

半面マスク No.8(作業員 A 作業時着用)

半面マスク No.9(作業員 B 作業時着用)

図 6.5.3-1-2 各半面マスクのγ線スペクトル測定結果（その２）254

Ⅱ．ペンシル型測定器による半面マスク面体接顔部のα汚染測定結果

固体廃棄物前処理施設(WDF)において、ペンシル型測定器により半面マスクの面体接顔部の汚染のα
放射能の直接測定を実施した(図 6.5.3-2-1)。ペンシル型測定器は、直径 5 mm の有感部分を持つ鉛筆型の ZnS(Ag)シンチレーション検出器であり、狭い範囲のα汚染の検出に特化した測定器である。
１．測定日

平成 29 年 8 月 1 日～8 日

２．測定対象
① 作業員 B 作業時着用半面マスク（半面マスク No.9）② 作業員 D 作業時着用半面マスク（半面マスク No.7）③ 作業員 E 作業時着用半面マスク（半面マスク No.6）④ 作業員 E 交換後半面マスク（半面マスク No.2）
３．測定結果測定結果を表 6.5.3-2-1 に示す。各測定ポイントの半面マスクの対応箇所については図 6.5.3-2-2のとおりである。ペンシル型測定器測定結果とα線測定器によるスミヤの測定結果の比較も実施した（次節の図 6.5.3-3-3 から図 6.5.3-3-6 参照）。

表 6.5.3-2-1 半面マスクの測定結果
マスク識別

作業員 B
作業時着用

作業員 D
作業時着用

作業員 E
作業時着用

作業員 E
交換後マスクマスク No.

9

7

6

2

測定ポイント

測定結果 (count/10 min)

1

8

2

301

45

2

11

3

227

85

3

21

3

580

39

4

7

2

225

169

5

10

2

179

221

6

4

0

9

15

7

7

0

43

9

8

3

3

92

12

9

9

0

142

8

10

12

0

630

18

11

20

2

549

10

12

2

1

181

4

13

2

2

707

22

14

5

2

302

50

15

9

15

1451

275

16

23

0

370

111

17

8

16

262

172

18

6

8

283

169

※BG：0cpm

255

図 6.5.3-2-1 ペンシル型測定器による半面マスク測定の様子

図 6.5.3-2-2 半面マスク測定箇所

256

Ⅲ．α線測定器による半面マスクのスミヤ試料及び吸・排気弁の測定結果
固体廃棄物前処理施設(WDF)において、α線測定器（表面汚染検査用アルファ線サーベイメータをス
ケーラモードで使用）により、半面マスクの面体接顔部の湿式スミヤ試料、フィルタカートリッジホル
ダー内部の乾式スミヤ試料及び吸・排気弁のα放射能を測定した。半面マスクの面体はゴムでできており、表面が平滑ではなく汚染が固着しやすい構造となっているため、試料の採取にはエタノールを浸み込ませたスミヤろ紙で面体を拭き取る湿式スミヤ法を選択した。一方で、フィルタカートリッジホルダ
ー内部は表面が平滑であり容易に汚染の拭き取りが可能であるため、試料の採取には乾いたスミヤろ紙
で拭き取る乾式スミヤを選択した。スミヤ試料採取の様子を図 6.5.3-3-1 に示す。
１．測定日

平成 29 年 8 月 10 日、17 日、23 日

２．測定試料・顔面接触部の湿式スミヤ試料（各 7 枚）（半面マスク No.2,6,7,9 のみ）
・フィルタカートリッジホルダー内部の乾式スミヤ試料（各 2 枚）・吸気弁（各 2 枚） 排気弁（各 1 枚）
※湿式スミヤ及びフィルタカートリッジホルダー内部の採取箇所の詳細は図 6.5.3-3-2 及び図
6.5.3-3-3 のとおりである。
３．対象マスク① 作業員 A 作業時着用半面マスク（半面マスク No.8）② 作業員 B 作業時着用半面マスク（半面マスク No.9）③ 作業員 C 作業時着用半面マスク（半面マスク No.5）④ 作業員 D 作業時着用半面マスク（半面マスク No.7）⑤ 作業員 E 作業時着用半面マスク（半面マスク No.6）⑥ 作業員 E 交換後半面マスク（半面マスク No.2）⑦ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.1）⑧ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.3）⑨ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.4）
４．測定結果測定結果を表 6.5.3-3-1 に示す。作業員 B,D,E 作業時着用マスク及び作業員 E の交換後マスクについてスミヤのペンシル型測定器とα線測定器による測定結果の比較を図 6.5.3-3-4 から図
6.5.3-3-7 に示す。また、全ての半面マスクについての吸気弁及び排気弁の測定結果をカラーチャー
トで表したものを図 6.5.3-3-8 に示す。また、作業員 A,C 作業時着用マスク及び 3 つの着用者不明のマスクのフィルタカートリッジホルダー内部のスミヤの測定結果については、いずれのマスクについても BG レベルであった。例として、作業員 A 作業時着用マスクのフィルタカートリッジホル
ダー内部のスミヤ測定結果をカラーチャートで表したものを図 6.5.3-3-9 に示す。

図 6.5.3-3-1 半面マスクのスミヤ試料採取の様子

257

表 6.5.3-3-1 半面マスクの測定結果
マスク識別
マスクN o.

作業員A

作業員B

作業員C

作業員D

作業時装着

作業時装着

作業時装着

作業時装着

8

9

5

7

測定ポイント

湿式スミヤ

作業員E

6

2

交換後マスク 交換後マスク 交換後マスク
装着者不明

装着者不明

装着者不明

1

3

4

測定結果（C oun t/1m in)
1

1

33

4410

378

2

4

33

1690

422

3

2

61

643

76

4

8

75

417

73

5

8

67

142

21

6

39

11

2060

234

7
フィルタカート

作業員E作業時装着 交換後マスク

5

799

80

左頬側

0

0

1
1

0

0

0

1

0

0

右頬側

0

0

0

0

0

0

1

1

0

左頬側上流

1

0

10

0

13

0

0

1

1

0

0

49

26

254

5

0

2

1

0

0

1

4

0

1

0

0

0

0

0

1

7

29

0

0

0

0

0

2

24

21

125

1

0

1

0

1

48

45

160

11920

0

0

0

0

リッジホルダー
乾式スミヤ

左頬側下流
吸気弁

（顔面側）
右頬側上流
右頬側下流
（顔面側）
上流

排気弁

（顔面側）
下流

図 6.5.3-3-2 湿式スミヤ試料採取箇所

図 6.5.3-3-3 乾式スミヤ試料採取箇所

258

図 6.5.3-3-4 作業員 B の作業時着用半面マスク(半面マスク No.9)の測定結果

図 6.5.3-3-5 作業員 D の作業時着用半面マスク(半面マスク No.7)の測定結果

259

図 6.5.3-3-6 作業員 E の作業時着用半面マスク(半面マスク No.6)の測定結果

図 6.5.3-3-7 作業員 E の交換後半面マスク(半面マスク No.2)の測定結果

260

作業員 A 作業中着用半面マスク(半面マスク No.8)

作業員 B 作業中着用半面マスク(半面マスク No.9)

作業員 C 作業中着用半面マスク(半面マスク No.5)

作業員 D 作業中着用半面マスク(半面マスク No.7)

作業員 E 作業中着用半面マスク(半面マスク No.6)

作業員 E 交換後半面マスク(半面マスク No.2)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.1)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.3)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.4)

図 6.5.3-3-8 吸気弁及び排気弁の測定結果

261

作業員 A 作業中着用半面マスク(半面マスク No.8)

作業員 C 作業中着用半面マスク(半面マスク No.5)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.1)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.3)

交換後半面マスク(着用者不明)(半面マスク No.4)

図 6.5.3-3-9 作業員 A,C 作業時着用マスク及び 3 つの着用者不明のマスクのフィルタカートリッジホルダー内部のスミヤの測定結果

262

Ⅳ. イメージングプレートによる半面マスクの面体（顔側）のα線汚染分布測定結果

固体廃棄物前処理施設(WDF)において、イメ－ジングプレートにより、半面マスク面体の顔側のα線
汚染分布を測定した。イメージングプレートは、薄いプラスチック基板上に放射線に感度を持つ輝尽発
光性蛍光体を塗布した位置敏感型放射線検出器であり、α線放出核種の放射能分布を画像化・視覚化することが可能である。
１．測定対象
① 作業員 A 作業時着用半面マスク（半面マスク No.8）② 作業員 B 作業時着用半面マスク（半面マスク No.9）③ 作業員 C 作業時着用半面マスク（半面マスク No.5）④ 作業員 D 作業時着用半面マスク（半面マスク No.7）⑤ 作業員 E 作業時着用半面マスク（半面マスク No.6）⑥ 作業員 E 交換後半面マスク（半面マスク No.2）⑦ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.1）⑧ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.3）⑨ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.4）
２．露光及び読み取り日時
・半面マスク No.2,6,7,9
露光： 平成 29 年 8 月 8 日 16:00～9 日 10:00（18 時間程度）
読み取り ： 平成 29 年 8 月 9 日 14:30～16:00
・半面マスク No.1,3,4,5,8
露光： 平成 29 年 8 月 21 日 14:00～22 日 10:00（20 時間程度）
読み取り ： 平成 29 年 8 月 22 日 11:30～14:00
３．露光方法及び結果
３－１ 露光方法
図 6.5.3-4-1 に示すように、頭部マネキンに面体上部測定用イメージングプレートと面体下部測
定用イメージングプレートを取り付け、その上から半面マスクを着用させ、露光を行なった。

図 6.5.3-4-1 マスクのイメージングプレートへの露光方法

263

３－２ 各マスクの読み取り結果
各読み取り結果ではイメージングプレートと半面マスク面体との接触範囲を点線及び一点鎖線
で示しており、接触箇所と半面マスク面体と位置関係は図 6.5.3-4-2 の様になっている。各マスクの面体上部測定用イメージングプレート及び面体下部測定用イメージングプレートの読み取り結果を図 6.5.3-4-3 から図 6.5.3-4-11 に示す。

図 6.5.3-4-2 イメージングプレートの読み取り結果と半面マスク面体との位置関係（例：作業員 E 作業中着用マスク）

図 6.5.3-4-3 作業員 A の作業時着用半面マスク(半面マスク No.8)

264

図 6.5.3-4-4 作業員 B の作業時着用半面マスク(半面マスク No.9)

図 6.5.3-4-5 作業員 C の作業時着用半面マスク(半面マスク No.5)

265

図 6.5.3-4-6 作業員 D の作業時着用半面マスク(半面マスク No.7)

図 6.5.3-4-7 作業員 E の作業時着用半面マスク(半面マスク No.6)266

図 6.5.3-4-8 作業員 E の交換後半面マスク(半面マスク No.2)

図 6.5.3-4-9 作業員の交換後半面マスク（着用者不明）(半面マスク No.1)

267

図 6.5.3-4-10

作業員の交換後半面マスク（着用者不明）(半面マスク No.3)

図 6.5.3-4-11 作業員の交換後半面マスク（着用者不明）(半面マスク No.4)

268

Ⅴ. ゲルマニウム半導体検出器による半面マスクのスミヤ試料及び吸・排気弁の測定結果
固体廃棄物前処理施設(WDF)において、半面マスクの面体接顔部の湿式スミヤ試料、フィルタカート
リッジ内側の乾式スミヤ試料及び吸・排気弁のγ線スペクトルを測定した。
１．測定日

平成 29 年 8 月 18 日～24 日

２．γ線スペクトルの測定（１）測定器 ゲルマニウム半導体検出器（２）測定試料・顔面接触部の湿式スミヤ試料（各 7 枚）（半面マスク No.2,6,7,9 のみ）
・フィルタカートリッジ取外し部分の乾式スミヤ試料（各 2 枚）・吸気弁（各 2 枚） 排気弁（各 1 枚）
※湿式スミヤ及び乾式スミヤ試料の採取箇所の詳細は図 6.5.3-5-1 及び図 6.5.3-5-2 のとおりである。
（３）測定対象：① 作業員 A 作業時着用半面マスク（半面マスク No.8）② 作業員 B 作業時着用半面マスク（半面マスク No.9）③ 作業員 C 作業時着用半面マスク（半面マスク No.5）④ 作業員 D 作業時着用半面マスク（半面マスク No.7）⑤ 作業員 E 作業時着用半面マスク（半面マスク No.6）⑥ 作業員 E 交換後半面マスク（半面マスク No.2）⑦ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.1）⑧ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.3）⑨ 交換後半面マスク（着用者不明）（半面マスク No.4）
３．測定結果：測定結果を以下に示す。
３－１ 作業員 A の作業時着用半面マスク(半面マスク No.8)の測定結果
・有意核種不検出
３－２

作業員 B の作業時着用半面マスク(半面マスク No.9)の測定結果

・有意核種不検出
３－３

作業員 C の作業時着用半面マスク(半面マスク No.5)の測定結果

・有意核種不検出
３－４

作業員 D の作業時着用半面マスク(半面マスク No.7)の測定結果

湿式スミヤ試料採取範囲 4（Am-241 検出）

参考：BG 測定結果（8/21 測定）

269

３－５

作業員 E の作業時着用半面マスク(半面マスク No.6)の測定結果

湿式スミヤ試料採取範囲 1（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 2（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 3（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 4（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 5（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 6（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 7（Am-241 検出）

排気弁（Am-241 検出）

270

参考：BG 測定結果（8/18 測定）

３－６

作業員 E の交換後半面マスク(半面マスク No.2)の測定結果

湿式スミヤ試料採取範囲 1（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 2（Am-241 検出）

湿式スミヤ試料採取範囲 6（Am-241 検出）

３－７

参考：BG 測定結果（8/18）

作業員の交換後半面マスク(半面マスク No.1)の測定結果

・有意核種不検出
３－８

作業員の交換後半面マスク(半面マスク No.3)の測定結果

・有意核種不検出
３－９

作業員の交換後半面マスク(半面マスク No.4)の測定結果

・有意核種不検出271

図 6.5.3-5-1 湿式スミヤ試料採取箇所

図 6.5.3-5-2 乾式スミヤ試料採取箇所

Ⅵ．しめひもの調査
固体廃棄物前処理施設(WDF)において撮影した半面マスクの写真から、作業員の作業時着用マスクの
しめひもの長さを算出した。各マスクについて複数枚の写真からしめひもの長さをそれぞれ算出し、その平均値、最小値及び最大値を求めた。また、しめひものよれの有無についても、撮影した半面マスクの写真と正常な状態の半面マスクとを比較することで判定し、総合的に状態を評価した。しめひもの観察結果を表 6.5.3-6-1 に、正常な状態のマスクとしめひもによれのあるマスクとの比較写真を図 6.5.3-6-1に示す。

表 6.5.3-6-1 しめひも注 1 の観察結果
マスク識別

マスク
No.

長さ注 2
上段：平均値(cm)下段：(最小値(cm) , 最大値(cm))

21
作業員 A
8
( 18.3 , 23.6 )
作業時着用
17
作業員 B
9
( 16.1 , 17.2 )
作業時着用
19
作業員 C
5
( 17.7 , 20.8 )
作業時着用
16
作業員 D
7
( 16.1 , 16.3 )
作業時着用
16
作業員 E
6
( 14.6 , 16.4 )作業時着用
注 1 首下用、アジャスターなし。
注 2 約 17 cm 程度までを正常と判断した。

よれの有無

状態の評価

有

やや不良

無

正常

有

やや不良

無

正常

無

正常

正常

よれあり

図 6.5.3-6-1 しめひもによれのあるマスクと正常なマスクとの比較

272

Ⅶ．測定及び調査結果のまとめ
各測定及び調査の結果は以下のとおりである。
① 面体の接顔部の測定結果
・ペンシル型測定器、イメージングプレート及び湿式スミヤ法で測定した結果、いずれの方法でも同じ傾向の汚染分布であった。
・作業中に着用していた半面マスクについては、作業員 B、C、D、E のマスクで面体の接顔部及びその内側の汚染が確認され、汚染侵入の痕跡と推定する。特に作業員 E の作業中に着用していた半面マスクは、左頬骨及び左下顎接触部分で高い汚染が確認され、また面体全体が広く汚染していた。
作業員 A の作業中に着用していた半面マスクでは汚染は認められていない。
・交換後の半面マスクについては、1 体について高い汚染があった。これは作業者 E が着用していたものと考えられる。その他の交換後のマスクの面体接顔部に顕著な汚染は認められなかった。
② フィルタカートリッジホルダー内側及び吸気弁上流側の測定結果
・全ての半面マスクについて、フィルタカートリッジホルダー内側に汚染は認められなかった。
・吸気弁上流側の測定結果については、作業員 C、E の作業中に着用していた半面マスクで僅かな汚染が認められたが、吸気による弁の動作により面体内の汚染空気に接触していたためと考えられ、フィルタカートリッジの健全性を否定するものではない。
・以上のことから、全ての半面マスクについて、吸気中の汚染をろ過するフィルタカートリッジは健全であり、フィルタカートリッジを汚染が透過した可能性はないと考えられる。
③ 吸気弁下流側及び排気弁上流側の測定結果
・吸気弁下流側及び排気弁上流側の測定結果では、作業員 C、D、E の作業中に着用していた半面マスクで汚染が確認された。半面マスク内に汚染が侵入していたと考えられえる。
④ 「しめひも」の調査結果
・半面マスクの「しめひも」の状態については、作業員 B、D、E の作業中に着用していた半面マス
クについては正常であったが、作業員 A、C の半面マスクについては伸縮性が弱まっていたことが観察された。
また、得られた半面マスクの調査結果を作業員ごとにまとめた結果は以下のとおりとなる。
・作業者 A：作業中に着用していた半面マスクに汚染侵入の痕跡は認められない。しめひもに伸縮性の弱まっている状態が確認された。
・作業者 B：作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染が確認された。
・作業者 C：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染が確認された。しめひもに伸縮性の弱まっている状態が確認された。
・作業者 D：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染が確認された。
・作業者 E：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染が確認された。面体接顔部の左頬骨及び左下顎接触部分で高い汚染が確認され、また面体全体が広く汚染している。交換後の半面マスクの面体接顔部にも汚染が確認された。

273

添付 6.5.4
半面マスクの防護性能の調査について
1．試験の目的
放射性物質の摂取に至った要因の推定に資するため、事象発生当時作業員が着用していた防じん用半面マスクの防護性能について、文献やメーカー情報では把握できなかった事項（面体と顔面の密着性、飛散した粒子の面体への侵入及び顔面の汚染の面体への侵入）を実験により評価する。
2. 試験に係る共通項目(1) 使用資機材①フィッティングテスター（図 6.5.4-1）：柴田科学株式会社製MT-03 型

検出部に光散乱方式パーティクルカウンターを使用し、面体外（装置本体設置場所）及び面体内の空気中の一定体積中に存在す
る、あらかじめ定められた、試験対象とするマスクのフィルタ性能を基にフィルタ部を通過しない程度の粒子径以上の粒子の個数を計数し、両者の値の比を漏れ率として算出・表示する。
例えば、核燃料サイクル工学研究所においては半面マスクを新たに貸与する者を対象としたマスクマンテストに本装置を使用している。対象とする半面マスクの指定防護係数は 10、すなわち想定される面体の漏れ率は約 10 ％である1が、マスクマンテス
トにおける漏れ率に対する合格基準は 5％としている。また、さらなる密着性の向上を目的として、0.5％を目安にマスクサイズ

図 6.5.4-1の調整及び装着方法（面体の位置、しめひもの調整等）の指導を

フィッティングテスター行っている。
②半面マスク・MSA 製カムホエリート（事象発生時に作業員が着用していたものと同型のもの）(2) 試験時の注意事項
・装着完了後は半面マスクに触れない（やむを得ず触れた場合は記録する。）。
・着用中の通常の会話は制限しない。
・テスト直前の喫煙は禁止する。
3．試験 1 面体と顔面の密着性に係る試験(1) 試験の目的
・半面マスクを数時間着用した場合の密着性の変化の有無・程度を調査する。
・しめひもの伸縮性の良否の影響を確認する。

JIS T 8510-2006 によれば、防護係数は面体等の漏れ率（％）とフィルタの透過率（％）の和の逆数に 100 を乗じた値と定義されている。当該半面マスクのフィルタの粒子捕集効率は 99.9％以上と規定されていることから、フィルタの透過率を 0％とすると、漏れ率は 10％となる。

1274

(2) 試験方法①被検者に通常と同様の方法でマスクを装着させる。ただし、しめひもの伸縮性が弱まっている半面マスクを装着する場合は通常より締め付けを強くし、漏れ率が小さくなるように調整する。使用したマスクの状態を図 6.5.4-2 に示す。
②フィッティングテスターの試験用ガイドを顎に装着する。
③上記の状態で 30 分ごとにフィッティングテスト（下記 5 項目）を実施する。調査開始時（t = 0 分）
を含み、計 8 回実施（着用時間が約 3.5 時間）。ただし短時間で漏れ率が大幅に大きくなった者については、その時点で試験を終了する。
・試験項目：深呼吸、顔のしかめ、会話（五十音発声）、上下首振り、左右首振り

図 6.5.4-2（しめひもの伸縮性試験に使用した半面マスク
左：良、中：やや不良、右：不良）(3) 結果
半面マスク着用時間の経過に伴う漏れ率調査のフィッティングテスト実施結果の概要を表 6.5.4-1に示す。試験番号１～２の結果から、顔をしかめるなどの動きによって一時的に密着性が低下することがあったが、経時的に密着性が低下することはなかった。試験番号３～４の結果から、しめひもの伸縮性が弱いマスクであっても、通常より締め付けを強くして装着すれば数時間着用しても発汗やし
めひもの緩みによる密着性の低下は少なく、期待する防護性能が維持されることを確認した。試験番号５の結果から、伸縮性の十分なしめひもを使用している時と同程度の締め具合で装着した場合は、会話、表情の大きな変化、頭部の運動（首を振る等）で密着性が低下することを確認した。
表 6.5.4-1 面体と顔面の密着性に係る試験結果
試験
番号

しめひも
の伸縮性

試験開始時
漏れ率(％)

１

良

0.00

２

良

0.14

３

やや不良

0.05

４

不良

0.27

５

不良

0.97

結果
顔をしかめた際の漏れ率が一時的に26％になった。その他の試験項目については全て 10％以下を満足した。
全ての試験項目について 10％以下を満足した。
全ての試験項目について 10％以下を満足した。
全ての試験項目について 10％以下を満足した。
深呼吸以外の全ての試験項目で漏れ
率 10％を超え、顔を上下左右に動かした際は 13％になった。

275

その他（特徴など）
顔小さめ、鼻低め
顔大きめ、汗かき
鼻高め

試験開始直後から漏れ率が大きかったことから、1時間で試験を終了した。

4．試験 2 飛散した粒子の面体への侵入に係る試験(1) 試験の目的
飛散した粒子が面体接顔部から侵入するか否かを調査する。
(2) 試験方法
・被検者（同一人物）は試験開始時の漏れ率を 0.1％と 3％程度となるよう調整して半面マスクを装着する。
・半面マスクを着用した被検者に粉末状食用色素（食紅等）を吹きつける（図 6.5.4-3）。このとき被検者は、しかめ面で顔を右に動かす。

図 6.5.4-3 粉末吹き付けの様子

・目視及び綿棒やワイプによる拭き取りにて、半面マスク面体の接顔部及び被検者顔面の粉末の飛散・付着等の状況を確認する。
(3) 試験結果
密着度低（漏れ率 2.4％）の場合に、面体内部までの粉末の侵入を確認した。密着度高（漏れ率 0.1％）の場合、侵入は確認できなかった。
5．試験 3 顔面の汚染の面体への侵入に係る試験(1) 試験の目的
汗により顔面の汚染が面体接顔部から侵入するか否かを調査する。
(2) 試験方法①試験条件
試験 2 に同じ、被検者も同一人物②試験方法
・マスク着用開始 30 分後、粉末状食用色素を面体接顔部付近に付着させ、その後霧吹きで水（約 1cc）をかける（汗を模擬）。更に 5 分後、再度水（約 1cc）を吹きかける。
・以後、多少の会話や表情の変化（しかめるなど）をしながら待機し、顔面の粉末の状態の経時変化を観察する。
(3) 試験結果
密着度低（漏れ率 3％）の場合、水の吹き付けから約 5 分後の観察で、面体内部までの侵入を確認した（図 6.5.4-4）。密着度高（漏れ率 0.1％）では水の吹き付けから約 20 分経過後の観察でも侵入は確認できなかった（図 6.5.4-5）。

図 6.5.4-4 水分による侵入の確認結果

図 6.5.4-5 水分による侵入の確認結果（漏れ率高、左:粉末+水分付着直後、右:5 分後）（漏れ率低、左:粉末+水分付着直後、右:20 分後）

⇒

侵入有

⇒

276

侵入無

6．まとめ面体と顔面の密着性に係る試験では、伸縮性が弱まったしめひものマスクでも通常より締め付けを強くして装着した場合、着用中に防護性能が著しく低下することはないことを確認した。また、伸縮性に問題のないしめひもを使用している時と同程度の締め具合で装着した場合は、会話、表情の大きな変化、頭部の運動（首を振る等）で密着性が低下することを確認した。
飛散した粒子の面体への侵入に係る試験及び顔面の汚染の面体への侵入に係る試験では、漏れ率が0.1％程度の場合は飛散した粒子も顔面の汚染も面体内部に侵入することはなかったが、 3%程度でも飛散粒子や汚染が侵入することを確認した。この 3 %という値は、半面マスクの指定防護係数（10）から想定される漏れ率（10 ％）より十分低い値である。

277

添付 7.1.1

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象ごとの評価内容詳細①α 崩壊による He ガス②混入有機物③ポリ容器④混入水分⑤容器内物質間の化学反応（ガス及び熱）⑥爆発性物質の爆発（ガス及び熱）⑦可燃性ガスの燃焼・爆発（ガス及び熱）⑧臨界発生（ガス及び熱）⑨崩壊熱⑩夏期の高温
⑪不適切な溶着⑫封入時の傷等⑬樹脂製の袋のα線による劣化⑭樹脂製の袋のγ線による劣化⑮樹脂製の袋のβ線による劣化⑯樹脂製の袋の熱劣化⑰樹脂製の袋の経年劣化⑱当時の樹脂製の袋の品質⑲ポリ容器放射線劣化⑳ポリ容器内突起物混入による損傷㉑貯蔵容器開封時の傷等278

①「α 崩壊による He ガス」
1. 確認・調査事項
貯蔵期間（平成 3 年 10 月～平成 8 年 7 月、ないしは平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）中に、貯蔵容器内に存在する核燃料物質の α 崩壊で生成される He ガス量を計算により導出し、樹脂製の袋の内圧上昇に対する寄与程度を評価する。
2. 確認調査方法・内容
貯蔵容器内に貯蔵されていた核燃料物質の α 崩壊で生成されるα粒子が全て He ガスになるとして*1、
He ガス量と貯蔵容器内の発生気体滞留可能体積とを比較することにより、貯蔵容器内圧上昇へ及ぼす影響の程度を評価する。
*1) 発生する He ガス量を保守的に（多めに）見積もるため、α粒子が全て He ガスになると仮定した。

3. 確認・調査結果
3.1 発生気体滞留可能領域の体積
核燃料物質のα崩壊により生成した He ガスは、貯蔵容器内の空間領域（以下「発生気体滞留可能領域」という。
）に滞留することになるため、はじめに当該領域の体積を導出した。
発生気体滞留可能領域は、貯蔵容器の内容積からポリ容器の体積及び樹脂固化物の体積を減じて求められる。
・貯蔵容器の内容積 = (13/2)2×π×28.7 + (10/2)2×π×1.5= 3927 [cm3]・ポリ容器の体積= ポリ容器の外容積 - ポリ容器の内容積= (9.4/2)2×π×23 - (9.2/2)2×π×22.8= 81 [cm3]・樹脂固化物の体積 = 360 [cm3]*2・発生気体滞留可能体積 = 3927 - 81 - 360= 3486 [cm3] → 3.5 [L]
なお、発生気体滞留可能領域体積は、以降の確認・調査においても上記の 3.5 [L]を用いる。
*2) 添付 6.4.5 の「比較的形状を保持している樹脂固化物 51 個」の観察結果より、樹脂固化物の比重は約と推定され、ポリ容器内にある樹脂固化物の重量がg であることから、その体積を 360 cm3とした。

3.2 貯蔵期間中にα崩壊で生成される He ガス量5 種の Pu 組成（A 組成～E 組成）について、各々を天然ウランと混合させた条件で、ORIGEN2 コード[1]と JENDL-4.0[2]により以下 2 期間に生成される He ガス量を求めた。
・貯蔵容器への貯蔵 ～ 梱包更新（平成 3 年 10 月～平成 8 年 7 月）
・梱包更新 ～ 樹脂製の袋の破裂（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）
He ガス量計算結果を表①-1 に示す。特に、梱包更新から樹脂製袋の破裂までの貯蔵期間（平成 8
年 7 月～平成 29 年 6 月）の He ガス量については、Pu が全て A 組成であった場合に最も大きく、次のとおりとなった。
核物質防護上の観点から■の箇所は非開示としています。

279

・He 重量：2.25×10-3 g
・He の標準状態での体積：12.6 mL
4. 評価結果
梱包更新から樹脂製袋の破裂まで（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）の貯蔵期間中に核燃料物質の α崩壊で生成される He ガス量は、Pu 組成が最も保守的とした場合（He ガス発生量を多く見積もるケー
スで、Pu が全て A 組成の場合）でも 12.6 mL と評価され、貯蔵容器内の発生気体滞留可能体積 3.5 Lに比して 0.4 %(≒0.0126/3.5×100)以下と極めて小さく、樹脂製の袋の内圧上昇への寄与も極めて小さいと考えられる。
5. 参考文献[1] M. J. Bell, “ORIGEN - The ORNL Isotope Generation and Depletion Code”, ORNL-4628, 1973.
[2] 奥村啓介ら,“JENDL-4.0 に基づく ORIGEN2 用断面積ライブラリセット:ORLIBJ40”, JAEA-Data/Code2012-032, 2013

表①-1 貯蔵容器内の核燃料からのヘリウム発生量計算結果

He 生成量Pu
組成

貯蔵容器への貯蔵 ～ 梱包更新
（平成 3 年 10 月～平成 8 年 7 月）

梱包更新 ～ 樹脂製の袋の破裂（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）

[g]

[mL]

[g]

[mL]

A 組成

4.53×10-4

2.5

2.25×10-3

12.6

B 組成

2.09×10-4

1.2

9.43×10-4

5.3

C 組成

3.45×10-4

1.9

1.64×10-3

9.2

D 組成

4.61×10-4

2.6

2.22×10-3

12.4

E 組成

2.03×10-4

1.1

9.20×10-4

5.2

280

②「混入有機物」
1. 確認・調査事項
ポリ容器内の核燃料物質が有機物と混在している場合、放射線から付与されるエネルギーにより化
学結合が切断され、水素や炭化水素（C-H）等の種々のガスが発生する。固体中で発生したα線（He イオン）の飛程は、アクチノイド化合物中で 10 µm 程度、有機物中でも 100 µm 以下と考えられ、α崩壊のエネルギー（5 MeV〜）のほとんどを固体に付与することから、γ線によるエネルギー付与に比べて格段に大きい。
当該貯蔵容器には、内容物の観察の結果、X 線回折測定済試料としてエポキシ樹脂と混合されたままの核燃料物質が含まれていたことから、エポキシ樹脂のα線分解によるガス発生に関して、試験及び計算によりガス発生量を評価した。
2. 確認調査方法・内容
調査方法は、（1）α崩壊の半減期の短い Cm-244 を含有した酸化物粉末（以下「Cm 粉末」という。）とエポキシ樹脂を混合し、α線分解による樹脂の重量減少と密閉状態でのガス発生による内圧上昇を直接的に観察する方法と、（2）エポキシ樹脂にα線を模擬した He イオンを照射し、発生するガスを定量分析することで、G 値（エネルギー付与 100 eV 当たり発生するガス分子数）を評価した上で、核燃
料物質の粉末とエポキシ樹脂の混合物から発生するガス量を算出する方法の 2 種類を用いた。
なお、確認のため、（3）エポキシ樹脂へのγ線照射によるガス発生の G 値も試験により評価し、α線による寄与と比較検討した。
（1）Cm 粉末を用いたエポキシ樹脂のα線分解試験の方法使用した Cm 粉末は、Cm-244（半減期 18.1 年）とその娘核種（Pu-240）からなる二酸化物粉末である。この粉末を乳鉢で粉砕し、2 液混合型のエポキシ樹脂系接着剤と所定の比率で混合・固化した試料を 2 個作製した。混合組成は表②-1 のとおりである。
表②-1
試料名

Cm 粉末とエポキシ樹脂の混合組成

エポキシ樹脂重量（mg）
主剤

硬化剤

樹脂合計

Cm 粉末重量

Cm 粉末

（mg）

含有率（％）

A

56.35

60.07

116.42

–

–

B

75.75

75.76

151.51

19.36

11.33

C

116.77114.20230.97

28.63

11.03

アルゴン雰囲気（水分濃度 2 ppm 以下）のグローブボックス中で、試料 B は開放状態で毎日重量を測定し、エポキシ樹脂の分解による重量減少率を算出した。試料 A（エポキシ樹脂のみ）は、B の参照用として同様に毎日重量測定し、樹脂のみで変化があるかの確認用に用いた。試料 C は、図②
-1 に示す圧力計付きの密閉容器（有効内容積 194 mL）にグローブボックス中と同じアルゴン雰囲気
下で密閉し、ガス発生による圧力上昇値を毎日記録した。図②-1 には、試料 A〜C の作製時の外観写
真も示す。

281

左から試料A、B、C（ステンレス鋼製の皿の中で混合・固化）
図②-1

圧力計付き
密閉容器の外観Cm 粉末とエポキシ樹脂の固化試料外観（左）と圧力計付き密閉容器（2）エポキシ樹脂への He イオン照射による発生ガス分析方法(a) 試料準備(1)で用いたものと同じ 2 液混合型のエポキシ樹脂系接着剤の主剤及び硬化剤を１：１で混合し、直径 26 mm のステンレス鋼製円盤に塗布して厚さ数 100 µm に固化したものを試料として用いた。また、実環境と同じ大気中でのα線照射を模擬するため、ステンレス鋼製の大気照射セルを利用した。
このセルのビーム入射部は、7.5 µm 厚のカプトン製フィルムで、大気中に取り出した He イオンを照射することが可能な構造となっている。図②-2 に大気照射セルの写真を示す。
(b) He イオン照射及び発生水素量分析
量子科学技術研究開発機構（量研高崎研）TIARA のタンデム加速器を利用して、α粒子を模擬した 5.5 MeV の He イオンを試料に照射し、発生したガスの成分を四重極質量分析器（Q-Mass）で測定した。
大気環境を模擬する大気照射セルへの He イオン照射を行った。タンデム加速器で 9 MeV に加速された He イオンを利用し、大気取り出し窓と空気中でのエネルギー減衰により、5.5 MeV に減衰した
He イオンを試料に照射した。照射後、セル内の気体を水上置換により捕集し、ガスクロマトグラフ
により発生ガス量の評価を行った。分析ガス種に関しては、高分子の放射線分解生成物で過半を占める水素に対して行った[1]。

282

図②-2

大気照射セルの写真（セル内にエポキシ樹脂試料を設置し、１気圧の空気で満たされている。）（3）エポキシ樹脂のγ線照射による G 値（ガス発生量）の評価試験方法(a) 試料準備(1)で用いたものと同じ 2 液混合型のエポキシ樹脂系接着剤の主剤及び硬化剤を１：１で混合し、ポリプロピレン製クリアファイルに塗布して厚さ約 1 mm の板状に固めた後、剥がして、約 1 cm 角の正方形に切断した。切断した試料は予備照射を行うものと予備照射を行わない試料に分けた。
(b) γ線照射及び発生水素量分析
量研

高崎研の食品照射棟第 2 セルにて、6 kGy/h で 60 時間の予備照射を行った。予備照射ありの試料と照射なしの試料をそれぞれガラス瓶に入れてゴム栓で密封し、0.76、1.6、2.8、3.6 kGy/hの 4 条件のγ線照射線量率にてそれぞれ 3.5 時間、室温で照射した。試料数は予備照射あり、なし
ともに 1 個とした。
照射後、シリンジでガラス瓶内のガスを取り出し、ガスクロマトグラフを用いて水素発生量を定量分析した。
3. 確認・調査結果（1）Cm 粉末を用いたエポキシ樹脂のα線分解試験の結果
試料 A、B の樹脂の重量変化率と試料 C の密閉容器の内圧変化の測定結果を図②-3 に示す。試験開始
後 16 日目に一度密閉容器を開封して試料 C を取り出し、重量を測定した。グラフ上 16 日目までは、
試料 B のエポキシ樹脂重量変化と試料 C の密閉容器内圧変化は、経過時間に対してほぼ比例していることを確認した。グラフの経過時間（16 日間）において、試料 A（エポキシ樹脂のみ）の重量減少は0.03 %未満で無視できる値であるのに対し、開放系に保持した試料 B のエポキシ樹脂の重量減少率は3.3 %（4.93 mg）と有意な値であり、α線による分解が起こっていたことを裏付けている。一方、試料 C の密閉容器内圧は 16 日間で 8.6 kPa 上昇した。この内圧上昇をガス発生量に換算すると、6.75×
10-4 mol となり、標準状態換算で 15.1 mL に相当する。密閉容器の開封直後に試料 C の重量を測定した
ところ、エポキシ樹脂の重量減少率は 0.68 %（1.58 mg）であり、同じ経過時間の試料 B に比べて約283

1/5 と小さい値であった。試料 B の外観と比べて、密閉されていた試料 C は樹脂が全体的に膨張していた（図②-4）ことから、密閉の加圧下では、樹脂内で発生したガス分子が外部に放出されにくく、樹脂内でミクロな気泡を形成していることが示唆される。試料 C のガス発生量と重量減少から、ガス種を水素とメタンの 2 種混合と仮定して組成を概算評価し、97 %が水素、3 %がメタンとの結果を得た。

図②-3

Cm 粉末と混合したエポキシ樹脂の重量変化率と密閉状態の内圧変化

図②-4 16 日目に密閉容器から取り出した試料 C（右端）と解放状態にあった試料 A、B の比較
試料 C の重量測定後に再び密閉状態とし、内圧変化の測定を 81 日目まで継続した。その間、一時的にグローブボックスの雰囲気を空気としたため、開放系にあった試料 A と B は水分吸着により重量が一時的に増え、再びアルゴン雰囲気にした後も完全には元の重量に戻らなかった。平衡状態で試料 Aには 0.5 %の水分が吸着していた。グラフ上、40 日目以降から試料 B の重量減少、試料 C の内圧上昇

284ともに、明らかに変化が鈍ってくる傾向を確認した。内圧上昇により、発生したガスが樹脂の外へ放出されにくくなっていることに加え、開放系での重量減少も鈍っていることから、粉末粒子周辺の樹脂の分解が進んだことによりガスが発生しにくい状態へと次第に変化していると考えられる。長期間の変化では、いずれガス発生源がなくなり内圧は一定値に飽和するとの推測から、16 日目以降の内圧上昇に対して以下に示す指数関数を当てはめ、近似曲線を得た。
ΔP = A[1-exp[-B(t-16.03)]]
上式でΔP は内圧上昇（kPa）、t は経過時間（日）、A と B はデータへのフィッティングで得られる定数であり、A は内圧上昇の飽和値を、B は飽和に至る時定数を意味している。A 値として 34(kPa)、B 値
として 2.0×10-2 (1/日)を得た。
なお、式中の 16.03 は、16.03 日時点で再密閉したことを意味する。
Cm 粉末とエポキシ樹脂の混合物からのガス発生データから、貯蔵容器内の樹脂固化物からのガス発
生量を評価するに当たり、粉末の粒子径が異なるため直接当てはめることはできない。添付 6.4.6 から、樹脂固化物内の粉末の平均粒子径が 22 µm と 36 µm であったのに対し、Cm 粉末は酸溶液からの沈殿で生成されているので数 µm 程度の微細な粉末と推測される。そのため、Cm 粉末のデータから、貯蔵
容器内の樹脂固化物の状況に見合ったガス発生の G 値を以下のとおり評価した。
貯蔵容器内の樹脂固化物は、固化から貯蔵開始までに 8 年程度解放状態で保持されている。Cm 粉末の実効崩壊定数 1.90×10-10 s-1 に対し、添付 6.4.4 の表 6.4.4-2 に示した貯蔵容器内の Pu の推定同位体組成の実効崩壊定数は 2.11×10-12 s-1 であるので、Cm 粉末の方が 90 倍大きい。したがって、平成 3年の貯蔵開始から平成 29 年の開封までの 26 年間は、グラフ上の 32 日目から 138 日目までの状態に概ね対応していると考えることができる。
近似曲線からの外挿により、32 日目から 138 日目までの密閉容器内圧変化は、9.3 kPa から 31.1 kPaに相当し、この間の正味のガス分子発生数を 1.3×1021 個と算出した。一方、この期間の Cm 粉末のα崩壊数は 1.10×1017 個である。これらの数値から G 値を評価する際に、粉末粒子内で減衰するα線エネルギーの効果を考慮する必要がある。表②-2 は、粒子内で発生する全α線エネルギーのうち粒子外（エポキシ樹脂）に付与される割合を、粒子径をパラメータとして PHITS (Particle and Heavy Ion
Transport code System) コード[2]で計算した結果である。この割合をα崩壊数に乗じ、エポキシ樹
脂に付与される実質的なエネルギーの補正を行なった結果、26 年間の貯蔵期間に相当する平均の G 値として、Cm 粉末の粒子径 4 µm を仮定した場合に 0.18、10 µm を仮定した場合に 0.23 の値を得た。
表②-2 粒子内で発生するα線エネルギーのうち粒子外に付与されるエネルギーの割合
粒子直径（µm）

粒子外に付与されるエネルギーの割合 Fα

4

0.889

10

0.701

20

0.425

30

0.293

35

0.231

（2）He イオン照射による水素ガス発生の G 値の評価結果
5.5 MeV の He イオン（ビーム電流：約 5 e nA）をエポキシ樹脂試料に照射し、その際に発生したガ285

スの分圧を Q-Mass で測定した結果を図②-5 に示す。水素（質量数 1, 2）のほか、水とその分解物（質量数 17, 18）が多く発生していることが判る。前者に関しては、樹脂材料が分解した際に発生する水素であり、後者に関しては試料表面に吸着していた水と推察される。その他、放射線分解で発生する分子としては、一酸化炭素（質量数 28）、メタンとその分解物（質量数 14, 15, 16）、エチレンとその分解物（質量数 26, 27, 28）があるが、試料表面に吸着していた窒素（14, 28）、酸素（質量数 16, 32）の質量数と一部が同じであるため定量は難しい。また、二酸化炭素（質量数 44）の発生も確認した。
表面吸着ガスの影響があるため、保守的な評価になるが、全圧から水（質量数 17, 18）と水素イオン（質量数 1）の分圧を除き、水素発生量の割合を評価すると 83 %となる。
He イオン（照射クーロン数：約 1.4 μC〜 14 μC）照射後の大気照射セル内の気体をガスクロマト
グラフで測定した結果を図②-6 に示す。イオン照射による吸収線量は、84 kGy〜810 kGy で、水素ガス発生量としては、エポキシ樹脂に対して 1.9×10-8 mol/J が得られた。この値を G 値に換算すると 0.18となる。水素発生量が全ガス発生量の 83 %であることから、全ガス発生に対する G 値は、簡易的に 0.18

発生ガス分圧(Pa)×100/83＝0.22 となる。
3 x 10-6

2.5 x 10-6

2 x 10-6

1.5 x 10-6

1 x 10-6

5 x 10

-7

0
1

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48

質量数

図②-5 エポキシ樹脂に対する He イオン照射時の発生ガス質量スペクトル286

2 x 10-2エ ポキシ 樹脂から の水素発生量（ m ol/kg ）y = 1 .9 0 7 e-8 x

1 .5 x 1 0-2

1 x 10-2

5 x 10-3

0
0

2 x 105

4 x 105

6 x 105

8 x 105

1 x 106

吸収線量（Gy）

図②-6 エポキシ樹脂に対するヘリウムイオン照射時の水素ガス発生量（3）エポキシ樹脂のγ線照射による G 値（ガス発生量）の評価結果
γ線照射量と水素発生量の測定結果を表②-3 及び図②-7 に示す。予備照射の有無の影響があることが分かる。図②-7 の線図の傾きから水素ガス発生量を求めた結果、予備照射ありでは 1.5×10-8 mol/J、
なしでは、1.2×10-8 mol/J が得られた。この結果得られた水素ガス発生量のうち高い値である予備照射ありでの値を用いると 200 kGy のγ線照射で、約 2.9×10-3 mol/kg の水素が発生し、標準状態での体積に換算すると、エポキシ樹脂 1 kg 当たり 70 mL の水素が発生する。
表②-3 γ線照射によるエポキシ樹脂の水素ガス発生量測定結果
予備照射

積算線量（kGy）

サンプル重量（g）

水素発生量（mol）

あり

2.68

5.04452.07×10-7

5.59

5.0773

4.55×10-7

7.28

5.0725

5.99×10-7

12.64

5.09049.05×10-7

2.68

5.0185

1.39×10-7

5.59

5.0259

3.29×10-7

7.28

5.0015

4.25×10-7

12.64

5.0091

8.19×10-7

なし

287

図②-7

エポキシ樹脂のγ線照射量と水素ガス発生量の関係

4. 評価結果
エポキシ樹脂のα線分解によるガス発生の G 値を用いて、貯蔵容器内のガス発生量を評価するのに次式を用いた。
全ガス発生量 Vgas,Total (L)*1 = Nα×Fα×G×Eα×106/100/NA×22.4
Nα：対象期間中の全α崩壊数（添付 6.4.4 の表 6.4.4-3）Fα：粒子内で発生したα線エネルギーのうち樹脂に付与される割合（表②-2）
G：ガス発生の G 値（検証試験結果から）
Eα：α崩壊で生じる平均エネルギー（5.29 MeV）
NA：アボガドロ数（6.022×1023）*1

標準状態（0 ℃、1 気圧）での体積換算値

G 値については、Cm 粉末と混合したエポキシ樹脂のα線分解の試験結果から評価した G 値 0.18〜0.23に対して、エポキシ樹脂に外部から He イオンを照射した場合のガス発生の G 値は 0.22 であり、同程度の値であった。貯蔵容器内の樹脂固化物からのガス発生量評価に際して、ここでは発生ガスの定量分析に基づいているとともに、粒子径に依存しない結果である He イオン照射の結果（G 値 0.22）を用いることとした。全α崩壊数については、添付 6.4.4 に示した Pu の同位体組成 A〜C の推定平均組成に基づき、Am 除去あり/なしの両条件を考慮した。粉末粒子径は、添付 6.4.6 に示した分析結果を参考に、20 µm と 35 µm の 2 種類に加え、これらよりも小さい 10 µm の場合も想定した。貯蔵容器内の核燃
料物質全量に対して、平成 3 年 10 月の貯蔵開始時から平成 8 年 7 月の梱包更新時までと、梱包更新から平成 29 年 6 月の蓋開封時までのガス発生量計算結果を表②-4 に示す。ガス発生量には粉末粒子径が大きく影響することが分かる。
評価上考慮していないが、実際にはガス発生量が低くなる可能性がある要因として以下 2 点が挙げられる。
・ 内圧上昇の効果：Cm 粉末を用いた試験に比べて、実際の貯蔵容器内の内圧上昇は 10 倍以上あっ288

たと推測され、その際には発生したガスが放出されず樹脂内に保持される割合が高くなると推測される。
・ 粒子近接の効果：PHITS コードでの計算により、エポキシ樹脂内のα粒子の最大飛程は 40 µm 程度である。粉末粒子表面間の距離がこれよりも近い場合は、粉末粒子から出たα粒子がエネルギ
ーを全て樹脂に付与する前に別の粉末粒子に衝突してエネルギーを失うため、実効的な G 値は低くなる。添付 6.4.6 の観察像では、実際に粉末粒子がかなり近接した試料が見られる。
なお、γ線照射による分解生成ガスに関しては、エポキシ樹脂 1 kg 当たり 70 mL の水素ガス発生量であるので、内圧上昇に対する寄与はα線照射に比べて無視できるほど小さい。

表②-4 貯蔵容器内の樹脂固化物からのガス発生量の評価結果*1
同位体組成条件*2

粉末粒子径

平成 3 年 10 月〜

平成 8 年 7 月〜（µm）

平成 8 年 7 月の平成 29 年 6 月のガス発生量（L）

ガス発生量（L）

組成 A〜C の推定平均組成

10

16.5

79.5

（Am 除去なし）

20

10.0

48.2

35

5.44

26.2

35

4.54

22.4

同（Am 除去あり）*1

ガス体積は標準状態換算値（0℃、1 気圧）、ガス発生の G 値 0.22 を使用*2

添付 6.4.4 参照

5. 参考文献[1] Z. Chang, Jay A. Laverne, “Hydrogen Production in γ -ray and Helium-Ion Radiolysis of
Polyethylene, Polypropylene, Poly(methyl-methacrylate), and Polystyrene”, Journal of
Polymer Science Part A: Polymer Chemistry, pp. 1656–1661, Volume 38, Issue 91, 2000.
[2] T. Sato, K. Niita, N. Matsuda et al., “Particle and Heavy Ion Transport Code System PHITS,
Version 2.52”, J. Nucl. Sci. Technol. vol. 50(9), pp. 913–923 (2013).

289

③「ポリ容器」
1. 確認・調査事項
ポリ容器に直接核燃料物質が収納されている場合、ポリ容器の内面はα線照射を受けて分解し、ガスが発生することが予想される。ここでは、ポリ容器内面が直接核燃料物質の粉末に接触している状態を仮定し、貯蔵期間中に発生するガス量を概略評価した。
2. 確認調査方法・内容
貯蔵容器内部の観察の結果、ポリ容器の底部付近から 9.89g の粉末が回収された。元素分析の結果、この粉末中の U/Pu 比は、計量管理帳簿に記載の核燃料物質全量の U/Pu 比と整合している。そこで、
添付 6.4.4 に示した Pu の平均同位体組成推定値を用い、天然ウランとの混合酸化物を仮定し、化合物
組成を U0.734Pu0.266O2 と定めた。Am の除去は行われていないと仮定し、平成 3 年の貯蔵開始から平成 8
年の梱包更新時まで及び梱包更新時から平成 29 年の蓋開封時までについて、添付 6.4.4 の表 6.4.4-3に記載のα崩壊数を基にガス発生量を評価した。酸化物粉末の理論密度を上記同位体組成データから計算により求め、その 40 %の密度で粉末がポリ容器に充填されたと仮定し、粉末充填体とポリ容器内面の接触面積を算出した。粉末粒子内のα粒子の飛程は約 10 µm であるから、単純な幾何学近似とα線の発生方向から、ポリ容器内面から 5 µm の範囲内にある粉末粒子中で発生するα粒子の全エネルギ
ーの半分がポリ容器に付与されると仮定した。
ポリ容器のα線分解で発生するガスの G 値の評価は、貯蔵容器内に収納されているものと同じポリ容器を切断して試料片（直径 27 mm 円板状）を加工し、エポキシ樹脂と同様の手法により 5.5 MeV のHe イオンを照射して行った。ガス分析により得られた G 値を用い、貯蔵期間中にポリ容器から発生し得るガス量を評価した。
3. 確認・調査結果（1）ポリ容器試料への He イオン照射による G 値の評価結果
5.5 MeV の He イオン（ビーム電流：約 5 e nA）をポリ容器試料に照射し、その際に発生したガスの分圧を Q-Mass で測定した結果を図③-1 に示す。水素（質量数 1, 2）のほか、水とその分解物（質量数 17, 18）が多く発生していることが判る。前者に関しては、樹脂材料が分解した際に発生する水素であり、後者に関しては試料表面に吸着していた水と推察される。水の生成が多い理由としては、ポリ容器が長期間（26 年以上）大気中で保管されていたことが原因と考えられる。その他、放射線分解で発生する分子としては、一酸化炭素（質量数 28）、メタンとその分解物（質量数 14, 15, 16）、エチ
レンとその分解物（質量数 26, 27, 28）があるが、試料表面に吸着していた窒素（14, 28）、酸素（質量数 16, 32）の質量数と一部が同じであるため定量は難しい。また、二酸化炭素（質量数 44）の発生を確認したため、試料表面が酸化している可能性がある。表面吸着ガスの影響があるため、保守的な評価になるが、全圧から水（質量数 17, 18）と水素イオン（質量数 1）の分圧を除き、水素ガス発生量の割合を評価すると 61 %となる。
He イオン（照射クーロン数：約 1.5 μC〜15 μC）照射後の大気照射セル内の気体をガスクロマト
グラフで測定した結果を図③-2 に示す。イオン照射による吸収線量は、93 kGy〜950 kGy で、水素ガス発生量としては、ポリ容器に対して 9.2×10-8 mol/J が得られた。この値は、エポキシ樹脂の 4.8 倍290に相当すること、さらに水素ガスが全体の 61 %であることを加味し、ポリ容器のα線分解で発生する発生ガス分圧(Pa)

全ガスの G 値を 1.4 と評価した。

3 x 10-6

2.5 x 10-6

2 x 10-6

1.5 x 10-6

1 x 10-6

5 x 10

-7

0
1

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48

質量数

図③-1 ポリ容器試料片に対する He イオン照射時の発生ガス質量スペクトル

291

図③-2

ポリ容器試料に対する He イオン照射時の水素ガス発生量（2）貯蔵容器内のポリ容器からのガス発生量の評価結果
同位体組成を考慮した酸化物粉末の理論密度は 11.09 g/cm3 で、この 40 %の密度で充填された場合の粉末充填体積は 2.23 cm3 である。ポリ容器の底面積 66.48cm2 に対して充填高さはわずか 0.3 mm となるので、ポリ容器と粉末の接触面として底面だけを考える。底面積に 5 µm の厚さをかけた有効体積は3.32×10-2 cm3 で、粉末充填体積に対する割合は 0.0149 である。一方、貯蔵容器中の核燃料物質全量に対する粉末成分中の金属元素重量の割合はである。貯蔵容器内の全α崩壊数（表 6.4.4-3 参照）にこれら 2 つの割合と更に 1/2 を乗じると、ポリ容器に入射するα粒子数が得られ、梱包更新までの 5 年間で 1.36×1016 個、梱包更新後の 21 年間で 6.56×1016 個となる。
含有するα崩壊核種の組成と崩壊定数の重みをつけた平均のα粒子エネルギーは 5.29 MeV である。
これと G 値 1.4 を用いて、α粒子 1 個当たり発生するガス分子数を 7.41×104 個と算出した。この値に上記のポリ容器に入射するα粒子数を乗じ、発生するガス量として、梱包更新までの 5 年間で 37.5 ml（1.67×10-3 mol）、梱包更新後の 21 年間で 181 ml（8.07×10-3 mol）を得た。
4. 評価結果
貯蔵容器内部の観察結果を基に、ポリ容器底面に U と Pu の混合酸化物が一様に接触していたとして、α線分解により発生する標準状態のガス量は、平成 3 年 10 月の貯蔵開始から平成 8 年 7 月の梱包更新時までに 37.5 ml、梱包更新時から平成 29 年 6 月の蓋開封時までに 181 ml である。
核物質防護上の観点から■の箇所は非開示としています。

292

④「混入水分」
1. 確認・調査事項
貯蔵期間（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）中に、貯蔵容器内に存在する核燃料物質試料粉末に吸着した水分の放射線分解により生成されるガス量を計算により導出し、樹脂製の袋の内圧上昇に対する寄与程度を評価する。
2. 確認調査方法・内容
水が放射性物質と混在している場合に、放射線から付与されるエネルギーにより分解され、水素と酸素が発生する。
一般的に粉末の含水量は粒度や周囲の湿度に依存し、各種報告では粉末の核燃料物質の大気中での含水率として 0.3～0.5 wt%とされている[1][2]。ここでは、ガス生成量の範囲を見積もるために、水分吸着量として 0.3 wt%及び 0.5 wt%の両ケースについて検討する。
検討に際しては、貯蔵期間（梱包更新～樹脂製の袋の破裂；平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）内に放射性物質の核壊変に伴う放射線により、粉末試料に吸着されている水分の全量が放射線分解されたと仮定する。
3. 確認・調査結果
現地調査にて、貯蔵容器 No.1010 のポリ容器内には粉末が 9.89 g あることを確認した。
当該粉末が全て核燃料物質の酸化物であった場合、9.89 g は約 0.0366 mol（= 9.89／(238.051＋
15.999×2)；核燃料物質の質量数として、核燃料中に最も多く含まれると思われる U-238 の値 238.051を使用）に相当する。当該粉末には、0.3 wt%の水分吸着量の場合は 0.0297 g（0.00165 mol =0.0297/(1.008×2+15.999)）の H2O が、0.5 wt%の水分吸着量の場合は 0.0495 g（0.00275 mol = 0.0495/（1.008×2+15.999））の H2O が含まれることになる。
この H2O が全量放射線分解された場合、0.3 wt%の水分吸着量の場合は 0.00165 mol の H2 及び 0.000825
mol の O2 が、0.5 wt%の水分吸着量の場合は 0.00275 mol の H2 及び 0.00138 mol の O2 が発生する。すな
わち、各々合計すると 0.00248 mol と 0.00413 mol になり、その体積は標準状態で 0.055 L と 0.093 Lとなる。
なお、当該貯蔵容器については、平成 8 年 7 月の梱包更新時に開封されており、放射線分解により発生した H2 及び O2 はその際に放出されるが、同時に核燃料物質試料は開封時の環境に含まれる水分を吸着し、梱包更新後にそれを放射線分解するため、梱包更新前と同量の H2 及び O2 ガスが発生し、貯蔵容器内に滞留することになると考えられる。
4. 評価結果
貯蔵期間中に試料に吸着した水分が全て放射線分解された場合の H2 及び O2 ガスの合計発生量は、水分吸着量を 0.3 wt%とした場合には 0.055 L、水分吸着量を 0.5 wt%とした場合には 0.093 L であり、貯蔵容器内の発生気体滞留可能体積 3.5 L に比して 1.6 %（= 0.055／3.5×100）ないしは 2.7 %（= 0.093／3.5×100）となり、樹脂製の袋の内圧上昇への寄与は小さい。

293

5. 参考文献[1] 高橋 俊也ら, “酸化ウラン粉末, ペレットおよび燃料ピンの水分の分析”, 動力炉・核燃料開発事
業団東海事業所技術レポート, TN841-74-52, 1974.
[2] 北川 修ら, “ウラン-プルトニウム混合酸化物粉末への水分の吸着挙動”, 日本原子力学会 2004 秋の大会, G32, 2004.

294

⑤「容器内物質間の化学反応（ガス及び熱）」1. 確認・調査事項
樹脂固化物に含まれていたことを確認したウラン/プルトニウムの炭化物及び窒化物（以下「炭化物等」という。
）に関し、それらと水分の反応について検討・考察する。
2. 確認調査方法・内容
樹脂固化物の X 線回折測定等により、樹脂固化物に炭化物等が含有されていることが確認されており（添付 6.4.6）、樹脂固化物に含まれている炭化物等と水との反応について検討・考察する。
3. 確認・調査結果
炭化物等は、水に対する化学的活性が非常に高く、水分に触れると瞬時に激しく反応し、メタン及び反応熱を発する。
樹脂固化物の X 線回折測定において、水に対する活性の高い炭化物等が検出されたということは、
次のような状況/環境にあったと考えられる。
樹脂固化物の作製
・樹脂固化物（エポキシ）が水分吸収・吸収された水分と接触している炭化物等は化学反応し、メタン及び反応熱を発生・吸収された水分と接触していない炭化物等は化学反応せず残存
貯蔵容器に貯蔵（平成 3 年 10 月）
・残存の炭化物等は水分と接触しておらず、そのまま残存
貯蔵容器の梱包更新（平成 8 年 7 月）
・樹脂固化物が大気解放され、樹脂固化物（エポキシ）が水分吸収・吸収された水分と接触している炭化物等は化学反応し、メタン及び反応熱を発生・吸収された水分と接触していない炭化物等は化学反応せず残存
貯蔵容器の梱包更新後再貯蔵開始（平成 8 年 7 月）
・残存の炭化物等は水分と接触しておらず、そのまま残存
樹脂製の袋の破裂事象（平成 29 年 6 月）
すなわち、貯蔵容器での貯蔵期間中（貯蔵容器に貯蔵～貯蔵容器の梱包更新[平成 3 年 10 月～平成 8
年 7 月]、及び貯蔵容器の梱包更新後再貯蔵開始～樹脂製の袋の破裂事象[平成 8 年 7 月～平成 29 年 6月]）においては、炭化物等は水分と接触しておらず、炭化物等と水分の化学反応は起こらない。
4. 評価結果貯蔵容器での貯蔵期間中には、炭化物等と水分の化学反応は起こらず、当該化学反応の生成物であるメタンや反応熱も発生しないと考えられる。

295

⑥「爆発性物質の爆発（ガス及び熱）」1. 確認・調査事項
文献等により爆発性物質生成（量、爆発可能性等）、衝撃・影響等の有無を調査し、爆発性物質の生成・爆発可能性を検討する。
2. 確認調査方法・内容
文献、化学平衡計算等により、高温・高圧条件下やα線、γ線照射条件下における爆発性物質の生成可能性や衝撃・影響等の有無を調査する。
高温・高圧条件下での生成可能性については、爆発性物質である硝酸アンモニウムの生成可能性を化学平衡計算により確認する。また、α線、γ線照射条件下については、硝酸アンモニウムの特性や現地調査の結果を踏まえた生成可能性を検討する。さらに、仮に硝酸アンモニウムの爆発条件に達すると想定される場合には、その衝撃・影響等を調査する。
3. 確認・調査結果
エポキシ樹脂はアミノ基（-NH2）を有する硬化剤を用いていることから、エポキシ樹脂中には爆発性物質に含まれるニトロ基（-NO2）やアジド基（-N3）の構成元素である一定量（エポキシ 1 kg に対して
約 20 g）の N を含有する。一般的にアミノ基からニトロ基に変化するためには、強力な酸化剤である
濃硝酸が必要とされている。貯蔵容器内には濃硝酸等の強力な酸化剤は存在し得ないためアミノ基がニトロ基に変化することはないと考えられるが、貯蔵容器内はα線やγ線等の放射線照射下であり、また局所的・瞬間的に高温・高圧条件下になる可能性を想定して、これらの条件における爆発性物質である硝酸アンモニウム（NH4NO3）の生成可能性を検討した。
高温・高圧条件下での生成可能性の検討として、化学平衡計算により N、H、O を含む系で高温・高圧条件（温度 23 ℃～223 ℃、圧力 1 atm～100 atm）において安定相を評価した。その結果、生成物
は N2、O2、H2O のみで、硝酸アンモニウムの生成はなかった。これより、高温・高圧条件下では、熱力学的平衡条件において硝酸アンモニウム等の爆発性物質が生成する可能性はないことが分かった。
次に、α線、γ線照射条件下での生成可能性を検討した。γ線照射（10 MGy）で H2 や CH3 を放出した
エポキシ樹脂試料のフーリエ変換赤外分光（FT-IR）測定において、アミノ基に相当するピークの照射
前後での変化はなく、またニトロ基に相当するピークは観察されなかったことが報告されている[1]。
また、エポキシ樹脂内の C-C、C-H、N-H 結合とニトロ基で存在する N-O 結合の乖離エネルギー[2]は、607 kJ/mol（C-C）、337.2 kJ/mol（C-H）、377 kJ/mol（NH-H）及び 305 kJ/mol（NO-O）であり、NO-O
が最も低いエネルギーで乖離する。このことから、α線やγ線照射によるニトロ基生成はなく、また
仮にニトロ基が生成したとしても照射下では安定には存在しないため、α線、γ線照射条件下において硝酸アンモニウム等の爆発性物質の生成可能性は低いと考えられる。
以上から、貯蔵容器内において硝酸アンモニウム等の爆発性物質が生成する可能性は想定し難い。
また、硝酸アンモニウムの場合、爆発には 260 ℃以上の高温が必要であるが[3]、⑨「崩壊熱」における貯蔵容器内の温度評価結果では温度上昇は 2 ℃以下であり、爆発は生じ得ない。さらに作業員への聞き取り調査の結果、破裂時における異臭等はないことが分かっており、爆発性物質の生成及び爆発が生じなかったことを裏付けている。

296

4. 評価結果
高温・高圧下やα線及びγ線照射下ではエポキシ樹脂内に爆発性物質である硝酸アンモニウムは生成せず、また爆発温度である 260 ℃以上にも達しないため、爆発性物質の生成及びその爆発の可能性は低い。
5. 参考文献[1] J. Dawson, et al., “Initial studies on the effects of radiation, thermal ageing and aqueous
environments on the stability and structure of candidate polymeric encapsulant materials”,
Mineralogical Magazine, 76(8), pp. 2985–2994, December 2012.
[2] T. L. Cottrell, “The Strengths of Chemical Bonds”, 2nd ed., Butterworth, London, 1958.
[3] スティーブン・ジョセフ・バブら, “硝酸アンモニウムの偶発的な爆発を防止するための方法および装置”, 特開平 7-54792, 1995.

297

⑦「可燃性ガスの燃焼・爆発（ガス及び熱）」1. 確認・調査事項
貯蔵期間（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）中に、貯蔵容器内に発生する可燃性ガス量を計算により導出し、水素等の燃焼範囲への到達可能性、爆発発生等の有無を調査する。
2. 確認調査方法・内容
計量管理の帳簿における Pu の組成等の情報から、エポキシ樹脂やポリ容器への放射線照射により発生する可燃性ガスの発生率を算出する。貯蔵容器内からの H2 ガスの漏えい量及び想定し得る貯蔵容器
内の空気量を考慮して、貯蔵容器内における燃焼範囲への到達期間を算出し、作業員への聞き取り調
査結果も踏まえて貯蔵期間中及び樹脂製の袋の破裂時における爆発発生の可能性を検討する。
なお、樹脂製の袋及び貯蔵容器内における H2 ガスの漏えい率の計算方法の詳細は添付 7.1.4 に示す。
3. 確認・調査結果「②混入有機物」及び「③ポリ容器」の評価結果から、可燃性ガスである H2 ガスの発生率として 1
日当たり最大 3.9×10-4 mol（約 21 年間で 79.7×0.83 = 66.1 L）、最小で 1.1×10-4 mol（約 21 年間
で 22.6×0.83 = 18.7 L）を想定した。貯蔵容器内（貯蔵容器内容積からポリ容器とエポキシ樹脂の体積を差し引いた容積：3.5 L）の標準状態の空気中に含まれる空気量は約 0.16 mol となる。樹脂製の袋及び貯蔵容器（O-リング）からの H2 ガスの漏えい量は、H2 ガスの透過係数を用いて時間幅を 1 日間とした数値解析により算出した。樹脂製の袋からの H2 の透過係数は、2.7×10-10 cc・cm/cm2・s・10 mmHg
[1]、貯蔵容器の O-リングからの H2 の透過係数は最大で 3.1×10-7、最小で 1.0×10-7 cc・cm/cm2・s・
atm [2,3]とした。一重目と二重目の樹脂製の袋は一体となって厚さ 0.6 mm、一重目の樹脂製の袋の表面積（1620 cm3）でほぼ貯蔵容器内容積（樹脂製の袋内有効体積 3.4 L と設定）まで膨張すると仮定した。貯蔵容器の O-リングは外径φ120 mm、貯蔵容器への装着時の幅を最大で 5.0 mm、最小で 1.0 mmとした。
以上の条件により 21 年間の貯蔵期間中における H2 ガスの漏えい量を計算した結果、最大で全水素ガス発生量の約 58%、最小で約 7 %の水素ガスが漏えいすることとなった。これにより、貯蔵容器内で空
気中での水素の燃焼範囲（4.0～75 vol.% [4]）となる期間を見積もったところ、H2 ガスの発生率を最大とした条件において貯蔵開始後 7 日～1114 日、最小とした条件において 46 日以上で燃焼範囲となった。
水素爆発における最小着火エネルギーは約 0.02 mJ [5]と低く、その着火源としては貯蔵容器が動いた際の試料間の摩擦等によって生じる静電気が考えられる（0.02 mJ は体に感じない程度の静電気エネルギー）。しかしながら、貯蔵期間中においては、貯蔵容器は静置されていたことから摩擦等により静電気が生じる可能性は低く、爆発は生じなかったものと考えられる。また、仮に爆発したとしても、作業員への聞き取り調査及び破裂した樹脂製の袋の観察結果から貯蔵容器開封まで一重目の樹脂製の袋が健全だったことから、貯蔵期間中に爆発が発生したことは想定しがたい。
一方、破裂時においては貯蔵容器外に放出した水素が空気と混合され、燃焼範囲となりガスの流動等による静電気の発生により水素爆発が生じる可能性が考えられる。しかしながら、作業員への聞き取り調査により、破裂音のみで炎や燃焼による異臭もなく、高温にもなっていないことが分かってお

298

り、水素爆発は生じなかったものと考えられる。
4. 評価結果
エポキシ樹脂からの水素等の放射線分解ガスによる貯蔵中の爆発は、着火源の可能性が考え難いた
め可能性は低い。
5. 参考文献[1] 住友化学科学株式会社ホームページ, http://www.sumitomo-chem.co.jp/acryl/03tech/b3_gas.html.
[2] 桜シール株式会社ホームページ, http://www.sakura-seal.co.jp/category/1981184.html.
[3] 株式会社パッキンランドホームページ, https://www.packing.co.jp/GOMU/kitaitoukasei1.htm.
[4] 柳生 昭三 他, “水素の爆発危険性についての研究（第 1 報）―水素の爆発限界に及ぼす圧力の影
響―”, 産業安全研究所研究報告 RIIS-RR-18-1, 1969.
[5] 佐藤 保和 他, “安全に関わる水素の性質、安全工学”, vol.44 No.6 (2005) 378.

299

⑧「臨界発生（ガス及び熱）」1. 確認・調査事項
貯蔵容器に収納されている核燃料物質により臨界が生じ、ガスや熱が発生する可能性を調査する。
2. 確認調査方法・内容貯蔵容器に収納されている核燃料物質の質量を調査し、臨界に係る制限値以下であることを確認する。
3. 確認・調査結果
貯蔵容器に収納されている核燃料物質の質量を計量管理の帳簿等により調査した。その結果、以下に示す重量の核分裂性物質（Pu 及び U-235）が収納されていることがわかった。
Pu：gU-235：g

合計：

g※いずれも元素重量
4. 評価結果収納されている核燃料物質重量は、湿式条件での Pu-239 の最小臨界質量 510 g に安全係数を見込んだ推奨制限値 220 g [1]より大幅に小さい質量であったことから、臨界発生の可能性はない。
5. 参考文献[1] Nuclear Safety Guide, TID-7016 Rev. 1, 1961.

核物質防護上の観点から■の箇所は非開示としています。

300

⑨「崩壊熱」
1. 確認・調査事項
貯蔵期間（平成 8 年 7 月～平成 29 年 6 月）中に、貯蔵容器内に存在する核燃料物質試料の崩壊熱による発熱量と貯蔵容器内の温度分布を計算により導出し、貯蔵容器内の温度上昇の有無による内圧上昇への影響を評価する。
2. 確認調査方法・内容
計量管理帳簿から得た貯蔵容器内の核燃料物質の組成を用いて崩壊熱を計算する。この崩壊熱を発熱源として、円筒座標系の二次元定常数値解析により、貯蔵容器内の温度分布及び平均温度を計算する。
3. 確認・調査結果①「α崩壊による He ガス」における評価と同様に、

gのUとg の Pu の混合試料について、α崩壊が最も多くなる組成（A 組成）で ORIGEN2 コードにより崩壊熱を計算した結果、約 0.48 Wとなった。そこで崩壊熱を 0.5 W とし、図⑨-1 に示した貯蔵容器内の構造を模擬（貯蔵容器内寸法：φ130 mm×302 mm、ポリ容器外寸法：φ94 mm×230 mm）した円筒座標系における温度分布の二次元定
常数値解析を実施した。伝熱メカニズムとしては、より断熱性が高く温度上昇が大きい保守的な条件
として、対流や輻射による伝熱は考慮せず熱伝導のみとし、貯蔵容器（ステンレス鋼：16.0 W/(m・K)）
及びポリ容器（ポリエチレン：0.34 W/(m・K)）の熱伝導率を考慮した[1]。発熱源に関しては、実際は大半がエポキシ樹脂に固定されポリ容器内に分散しているものと想定されるが、断熱性が高く保守的な評価結果を与える条件として、発熱源をφ10 mm×10 mm として r 軸方向の中心に配置し、かつ発熱源の周りを空気で囲むこととした。数値解析は、r － z 軸における 1 mm×1 mm のメッシュに対して、以下の定常熱伝導方程式[2]を離散化した式により実施し、初期温度として 40 ℃（313 K）を設定した。

1   T    2T   Sc  0 r  
r r  r   z 2 (⑨-1)

ここで r：半径[m]、Sc：単位体積当たりの発熱量[W/m3]、T：温度[K]、z：高さ[m]、：熱伝導率[W/(mK)]である。
温度分布を解析した結果、発熱体中心温度が最も高く、発熱体から離れるに従い温度は指数関数的に低下することが分かった。この時の貯蔵容器内部の平均温度は 41.7 ℃（温度上昇 1.7 ℃）であり、内圧の増加は 0.6 %となることから、崩壊熱による内圧上昇への影響はほとんどない。
4. 評価結果
α線発生量が最も多くなる Pu 組成を用いた条件における崩壊熱約 0.5 W での貯蔵容器内温度上昇は最大で 2 ℃以下である。この温度上昇による内圧の増加は 1 %以下であり、崩壊熱による内圧上昇への影響はほとんどない。
核物質防護上の観点から■の箇所は非開示としています。

301

図⑨-1

二次元定常数値解析のモデル（図中の配置は最も温度が高くなる条件）

5. 参考文献[1] 日本機械学会編, “伝熱工学資料

改訂第 5 版”, 日本機械学会, 2009.

[2] スハス V.パタンカー著,“コンピュータによる熱移動と流れの数値解析”, 森北出版株式会社, 1985.

302

⑩「夏期の高温」
1. 確認・調査事項
夏期の室内温度上昇による内圧上昇への影響を調査する。
2. 確認調査方法・内容貯蔵容器への収納時期、夏期の温度を想定して、温度上昇による内圧上昇への影響を評価する。
3. 確認・調査結果
作業記録の調査結果等によると、核燃料物質の貯蔵容器への封入は夏に実施された。このため夏期の温度上昇はほとんどなく、内圧上昇もほとんどないと考えられる。
4. 評価結果
夏期の温度上昇が内圧上昇へ及ぼす影響はほとんどなく、影響は無視できると考えられる。

303

⑪「不適切な溶着」
1. 確認・調査事項
1.1 現物の破損個所（溶着性）
2. 確認調査方法・内容
2.1 現物の破損個所（溶着性）(1) 現地調査
貯蔵容器内部の観察において、樹脂製の袋の溶着部の不良について調査した。
3. 確認・調査結果(1) 現地調査
当該樹脂製の袋の観察において、溶着部に不良個所は観察されなかった。
4. 評価結果
事象発生時の当該樹脂製の袋の観察結果からは、溶着部の不良個所は観察されなかった。これより、
不適切な溶着に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

304

⑫「封入時の傷等」
1. 確認・調査事項
1.1 現物確認による傷等の有無
2. 確認調査方法・内容
2.1 現物確認による傷等の有無(1) 現地調査
貯蔵容器内部の観察において、樹脂製の袋の傷等の有無を確認した。
3. 確認・調査結果(1) 現地調査
当該樹脂製の袋の観察において、袋に傷等は観察されなかった。
4. 評価結果
事象発生時の当該樹脂製の袋の観察結果からは、袋に傷等は観察されなかった。これより、封入時の傷等に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

305

⑬「樹脂製の袋の α 線による劣化」
1. 確認・調査事項
1.1 樹脂製の袋のα線照射による劣化度合い
2. 確認調査方法・内容
2.1 樹脂製の袋のα線照射による劣化度合い(1) 現地調査
貯蔵容器内部の観察において、事象発生時の当該ポリ容器の健全性を確認する。
3. 確認・調査結果
3.1 樹脂製の袋のα線照射による劣化度合い(1) 現地調査
樹脂製の袋がα線によって劣化するには、α線を遮蔽しているポリ容器に収納された核燃料物質がポリ容器外に漏出する必要がある。貯蔵容器内部の観察において、ポリ容器の底部付近での著しい変色及び頂部付近での変色が認められたものの、ポリ容器の破損は認められなかった。
4. 評価結果
貯蔵容器内部の観察において、ポリ容器の底部付近での著しい変色及び頂部付近での変色が認められているが、破損は確認されていない。すなわち、核燃料物質はポリ容器内に留まっていたと考えら
れ、α線による樹脂製の袋の劣化への影響はないと判断できる。

306

⑭「樹脂製の袋のγ線による劣化」
1. 確認・調査事項
1.1 樹脂製の袋のγ線照射試験による劣化度合い評価(1) γ線照射後の引張試験による劣化度合い評価
2. 確認調査方法・内容
2.1 樹脂製の袋のγ線照射試験による劣化度合い評価(1) γ線照射後の引張試験による劣化度合い評価
1) 試料準備
樹脂製の袋（長さ 3 m×直径約 30 cmφ、厚さ 0.3 mm）を長さ 20 cm に切断後、切断片から試験片打ち抜き治具を用いて引張試験用試験片を 20 枚作成した。また、追加試験用として、樹脂製の袋（長さ 2.4 m×直径約 54 cmφ、厚さ 0.3 mm、）を長さ 20cm に切断後、切断片から試験片打ち抜き治具を用いて引張試験用試験片 42 枚を打ち抜き、このうち 15 枚を試験に用いた。試験片は ASTM D1822 L タイプであり、寸法は図⑭-1 に示すものである。

図⑭-1 ASTM D1822 L タイプの引張試験片の寸法図
引張試験片 10 枚を用い、量研

高崎研の食品照射棟第 2 セルにて、6 kGy/h で 60 時間照射することにより、樹脂製の袋の吸収線量評価結果に基づく 26 年間の積算照射線量に相当する
照射線量 360 kGy の照射を行った。また、追加試験として、引張試験片 10 枚を用い、6 kGy/h
で 20 時間及び 40 時間照射することにより、21 年間の樹脂製の袋への積算照射線量に相当す
る照射線量 240 kGy（一重目に相当）及び 120 kGy（二重目に相当）の照射を引張試験片 5 枚ずつについてそれぞれ行った。両試験とも、室温で試験片は一方のつかみ部をクリップに留め、水平に渡した針金に吊るすようにして照射した。照射終了後、外観観察を行った。
2) 引張試験
量研 高崎研の引張試験装置（東洋精機製 STPOGRAGH VE50）を用い、非照射の試料と上記の照射を行った試料の引張試験を行った。5 つの試料に対して観察及び測定を行い、その平均値を測定結果とした。試験は室温にて行った。
なお、試験前にゲージ部両端にペンにて距離 10 mm の標点を描いて、目視にて破断直前の標点間距離を測定して破断時標点間距離とした。
3. 照射線量確認・調査結果

307

3.1 樹脂製の袋のγ線照射試験による劣化度合い評価(1) γ線照射後の引張試験による劣化度合い評価
1) 外観観察結果
照射終了後の引張試験片を非照射の試験片と比較して外観観察を行った。図⑭-2 に非照射と照射後の引張試験片の外観観察結果を示す。照射した試験片は茶色く変色が見られ、高照射線量ほど変色の度合いが大きかったが、もろくなるなどの劣化が認められなかった。

(a) 360 kGy 照射した試料（左側の 5 個）及び非照射の試料（右側の 5 個）(b) 240 kGy 照射した試料（左上側の 5 個）、120 kGy 照射した試料（右上側の 5 個）
及び非照射の試料（下の 5 個）
図⑭-2

非照射と照射後の引張試験片の外観観察結果

2) 引張試験結果
表⑭-1 に非照射及び照射後の引張試験結果を、引張試験前の樹脂製の袋の厚さ 0.3 mm、ゲ308

ージ部の幅 3.18 mm、標点間距離 10 mm から求めた引張強度（公称応力）と破断伸び（公称ひずみ）に換算して示す。図⑭-3 に公称の引張強度及び公称の破断伸びの照射線量依存性を示す。
樹脂製の袋の引張強度及び破断伸びは、照射線量が増加するにしたがってほぼ比例して低下している。360 kGy のγ線照射により、樹脂製の袋の引張強度は公称応力値として 19.8 MPa から
13.1 MPa に約 34 %低下した。また、破断伸びは破断時の公称ひずみ値として 338 %から 232 %に約 31 %低下した。120 kGy のγ線照射により、樹脂製の袋の引張強度は非照射に比べて公称応力値として 23.8 MPa から 20.2 MPa に約 15 %低下し、240 kGy では 17.8 MPa に約 25 %低下した。また破断伸びは破断時の公称ひずみ値として、120 kGy では 340 ％から 308 %に約 9 %低下し、240 kGy では 270 %となり、約 21 %低下した。
表⑭-1 樹脂製の袋の非照射及び照射後引張試験結果(a) 360 kGy 照射の場合
引張強度

破断伸び

（公称応力、MPa）（公称ひずみ、%）

非照射

360 ｋGy 照射

非照射

360 kGy 照射

No.1

20.6

13.1

350

220

No.2

19.3

13.2

350

230

No.3

19.2

12.9

330

230

No.4

19.4

12.4

320

240

No.5

20.5

14.0

340

240

平均

19.8

13.1

338

232

(b) 120 kGy 及び 240 kGy 照射の場合
引張強度

破断伸び

（公称応力、MPa）（公称ひずみ、%）

非照射

120 kGy 照射

240 kGy 照射

非照射

120 kGy 照射

240 kGy 照射

No.1

25.1

20.5

17.9

330

310

280

No.2

22.5

19.9

18.4

350

310

270

No.3

23.8

20.5

17.3

350

300

270

No.4

23.4

19.5

17.2

340

310

260

No.5

23.9

20.5

18.3

330

310

270

平均

23.8

20.2

17.8

340

308

270

309

21年間相当(一重目袋)

40

400

破断伸び

20

300

200
引張強度

10

0

破断伸び (%)

引張強度 (MPa)

30

100

0

100

200
300
照射線量 (kGy)0400

図⑭-3 樹脂製の袋の引張強度及び破断伸びの照射線量依存性
4. 評価結果
4.1 樹脂製の袋のγ線照射試験による劣化度合い評価(1) γ線照射後の引張試験による劣化度合い評価
360 kGy のγ線照射により、樹脂製の袋の引張強度は公称応力値として 19.8 MPa から 13.1 MPaに約 34 %低下し、引張延性は破断時の公称ひずみ値として 338 %から 232 %に約 31 %低下した。
120 kGy のγ線照射により、樹脂製の袋の引張強度は非照射に比べて約 15 %低下し、240 kGy では約 25 %低下した。また破断伸びは 120 kGy のγ線照射では非照射に比べて約 9 %低下し、240kGy では約 21 %低下した。

310

⑮「樹脂製の袋のβ線による劣化」
1. 確認・調査事項
樹脂製の袋のβ線照射による劣化度合い
2. 確認調査方法・内容
2.1 現物確認
現物の樹脂製の袋の健全性の確認
2.2 評価・文献
樹脂製の袋について、β線による劣化に関する検討を行った。
3. 確認・調査結果
3.1 調査Pu-241 は、14.4 年の半減期でβ崩壊し Am-241 に壊変する。このβ崩壊に伴い放出されるβ線による樹脂製の袋の劣化の影響について評価する。
β線の最大飛程 R（g/cm2）と最大エネルギーEmax（MeV）の間の関係は、Feather の式で表される；
・R = 0.542×Emax - 0.133
・R = 0.407×Emax

1.38

ただし、0.8MeV < Emax
ただし、0.15MeV < Emax < 0.8MeV

上記関係式の適用下限である 0.15 MeV のβ線では、R は 0.030 g/cm2（=0.407×0.151.38）であり、
密度 1 g/cm3 の物体の場合には 0.03 cm（=0.03/1）以上の厚さがあればβ線は透過できない。
Pu-241 のβ崩壊によって放出されるβ線の Emax は 0.0208 MeV で、上記関係式の適用範囲外であるものの、前出の 0.15 MeV のβ線より最大飛程は短くなる。
ポリ容器の密度は 0.92～0.95 g/cm3 程度、上部/底部及び側面の肉厚は 0.1 cm であり、0.15 MeVのβ線における最大飛程から考えても、Pu-241 がポリ容器内にある場合には、そのβ崩壊によって放出されるβ線はポリ容器を透過できず、当該β線による樹脂製の袋の劣化への影響はないと判断できる。
4. 評価結果
現地調査（ポリ容器の外観目視検査等）により、ポリ容器には底部付近の変色や胴体部分の脆化があったが、破損はなかったことを確認した。すなわち、Pu-241 を含む核燃料物質はポリ容器内に留まっており、Pu-241 のβ崩壊に伴い放出されるβ線による樹脂製の袋の劣化への影響はないと判断できる。

311

⑯「樹脂製の袋の熱劣化」
1. 確認・調査事項
1.1 樹脂製の袋の熱による劣化度合い
1.2 樹脂製の袋の熱解析結果と過去の基準値との比較
2. 確認調査方法・内容
2.1 樹脂製の袋の熱による劣化度合い(1) 聞き取り調査
聞き取り調査の報告書から熱劣化に関する情報収集を行った。
(2) 評価・文献
樹脂製の袋の原材料である PVC の熱劣化に関する文献調査を行った。
2.2 樹脂製の袋の熱解析結果と過去の基準値との比較(1) 評価・文献
温度上昇の要因として考えられる基本事象（⑤～⑩）の評価結果を参考に評価した。
3. 確認・調査結果
3.1

PVC の熱による劣化度合い(1) 聞き取り調査
事象発生時の貯蔵容器について、当該容器に触れたところ、温度上昇はなかったとの証言があった。
(2) 評価・文献
PVC の劣化に与える熱の影響は過去の評価試験[1]により以下のとおり報告されている。
・劣化の原因は PVC に添加されている可塑剤の飛散及び PVC の分解であると考えられる。
・可塑剤の飛散により PVC の重量減少が 17 %になる、あるいは PVC の分解により吸光度が 0.25になると伸びが半減する。
・伸びが半減するまでの時間を寿命と定義すると、空気中での PVC の寿命は表⑯-1 のとおりである。
表⑯-1 空気中での PVC の寿命
温度 [℃]

寿命 [h]

120

30

105

120

100

200

90

310

80

1,200

312

また、表⑯-1 に示す温度と PVC の寿命の関係から、室温付近の温度（30 ℃、25 ℃、20 ℃）
における寿命の評価が外挿によって可能と仮定すると、30 ℃で約 320,000 （h 約 37 年）、25 ℃
で約 640,000 h（約 73 年）、20 ℃で約 1,280,000 h（約 146 年）と見積もられる。
3.2 樹脂製の袋の熱解析結果と過去の基準値との比較(1) 評価・文献
温度上昇の要因として考えられる基本事象（⑤～⑩）の評価結果を考慮したが、いずれも貯蔵期間中に有意な劣化をもたらすほどの温度上昇はないと考えられる。
4. 評価結果
文献調査結果を基に室温付近での劣化の影響を評価し、PVC の寿命と定義した伸びが半減するまでの時間は貯蔵期間に比べて長いと判断した。また、温度上昇の要因として考えられる事象では有意な温度上昇はなく、熱劣化は放射線劣化の影響よりも小さい。さらに作業者の聞き取り結果から貯蔵容
器表面の温度上昇もなかったことから、本項目の寄与度合いは小さいと考えられる。
5. 参考文献[1] ビニルバッグ検討委員会，“ビニルバッグ検討委員会報告書”，PNC-ZN5410-88-003， 1988313

⑰「樹脂製の袋の経年劣化」
1. 確認・調査事項
1.1 樹脂製の袋の経年による劣化度合い
2. 確認調査方法・内容
2.1 樹脂製の袋の経年による劣化度合い(1) 聞き取り調査
聞き取り調査の報告書から経年劣化に関する情報収集を行った。
(2) 評価・文献
経年劣化に関する文献調査及び製造メーカへの聞き取り調査を行った。
3. 確認・調査結果
3.1 樹脂製の袋の経年による劣化度合い(1) 聞き取り調査
経年劣化の度合いに関する証言は得られなかった。
(2) 評価・文献
樹脂製の袋の経年劣化による影響については東海再処理センターにおいて実施された未使用の樹脂製の袋及び照度の小さな倉庫にそれぞれ 8 年、30 年保管された樹脂製の袋を用いた引張試験及び外観観察の結果[1]より以下のとおり報告されている。
・樹脂製の袋の破断時伸びは保管期間の増加に伴い増加する傾向が見られる（8 年保管で11.4 %増加、30 年保管で 15.7 %増加）。
・樹脂製の袋の破断時強度は保管期間が増加しても大きな低下は見られない。
・30 年保管した樹脂製の袋は若干黄色に変色しており、表面に孔食状の丸い凹みが見られる。
また、製造メーカへの聞き取り調査の結果、経年劣化は主に紫外線の影響によることが分かった。
4. 評価結果
文献調査の結果、30 年間の保管による樹脂製の袋の破断時強度及び伸びはほとんど低下しないことが分かった。また、製造メーカへの聞き取り調査から経年劣化は主に紫外線の影響によるもの
であるが、貯蔵期間中は貯蔵容器により遮光されていたことから本項目に起因する影響については考えなくて良いと判断した。
5. 参考文献[1] 独立行政法人日本原子力研究開発機構，“「JNFL 再処理工場」に関わる委託業務報告書(グローブ及びビニルバックの放射線劣化評価試験)”，契約番号 24J105，2013.

314

⑱「当時の樹脂製の袋の品質」
1. 確認・調査事項
1.1 数十年前の樹脂製の袋の品質調査（強度等）
2. 確認調査方法・内容
2.1 数十年前の樹脂製の袋の品質調査（強度等）(1) 評価・文献
製造メーカへの聞き取り調査を行った。
3. 確認・調査結果
3.1 数十年前の樹脂製の袋の品質調査（強度等）(1) 評価・文献
製造メーカへの聞き取りの結果、樹脂製の袋の原材料は平成 2 年頃から変更されていないことを確認した。
4. 評価結果
製造メーカへの聞き取り調査により、購入当時から原材料等の変更がないことを確認した。品質に変更がないことから本項目に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

315

⑲「ポリ容器放射線劣化」
1. 確認・調査事項
ポリ容器の γ 線照射試験による劣化度合い評価
2. 確認調査方法・内容ポリ容器の胴部を高さ約 4 cm の輪切りに切断した後、量研

高崎研の食品照射棟第 2 セルにて、6kGy/h で約 60 時間照射し、26 年間の積算照射線量に相当する照射量 360 kGy の照射を行い、照射終了
後、外観観察を行い、劣化度合いを確認する。
3. 確認・調査結果
照射終了後の輪切りに切断したポリ容器を非照射のものと比較して外観観察を行った。図⑲-1 に非照射と照射後の試料の外観観察結果を示す。照射した試料は若干の黄色化がみられたが、柔軟性もほ
とんど変化はなく、もろくなるなどの劣化は認められなかった。

図⑲-1

非照射と照射後のポリ容器の外観観察結果

4. 評価結果
360 kGy のγ線照射により、ポリ容器は非照射に比べて若干の変色はあったものの、柔軟性はほとん
ど変化なく、もろくなるような劣化は認められなかった。また、現地調査の結果、ポリ容器に実際に触れた感触からはポリ容器の脆化の傾向が認められたが、破損はしていなかったことから、本項目に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

316

⑳「ポリ容器内突起物混入による損傷」
1. 確認・調査事項
ポリ容器内への突起物混入有無
2. 確認調査方法・内容
2.1 ポリ容器内への突起物混入有無(1) 聞き取り調査
貯蔵容器への収納時におけるポリ容器内への突起物の混入有無について、収納当時の作業者への聞き取り調査等を行う。
(2) 現地調査
貯蔵容器内部の観察において、ポリ容器や樹脂製の袋及びその内部を観察し、突起物の混入有無を確認する。(1)、(2)から突起物がポリ容器外に出て樹脂製の袋を破損した可能性を総合的に評価する。
3. 確認・調査結果(1) 聞き取り調査
収納当時の作業者等への聞き取り調査の結果、突起物収納に係る有用な情報はなかった。
(2) 現地調査
事象発生時の当該ポリ容器や樹脂製の袋及びその内部を観察した結果、ポリ容器に破損はな
く、また、樹脂製の袋の破損に起因するような突起物等の混入もないことを確認した。
4. 評価結果
聞き取り調査からは突起物収納に係る有用な情報はなかった。現地調査の結果、ポリ容器に破損はなく、また、樹脂製の袋の破損に起因するような突起物等の混入がないことを確認した。これより、ポリ容器内の突起物混入に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

317

㉑「貯蔵容器開封時の傷等」
1. 確認・調査事項
1.1 現地調査による開封時の傷付与の有無
2. 確認調査方法・内容
2.1 現地調査による貯蔵容器開封時の傷付与の有無(1) 聞き取り調査
聞き取り調査の報告書から開封時の傷付与等の有無について情報収集をする。
(2) 現地調査
貯蔵容器内部の観察において、当該樹脂製の袋開封時の傷付与や貯蔵容器内側の傷の有無等について確認する。
3. 確認・調査結果
3.1 現地調査による開封時の傷付与の有無(1) 聞き取り調査
傷付与に関する証言は得られなかった。
(2) 現地調査
事象発生時の当該樹脂製の袋の観察を行った結果、開封時に付与したと考えられる傷や貯蔵
容器内側の傷等は認められなかった。
4. 評価結果
聞き取り調査から傷付与に関する証言は得られなかった。当該樹脂製の袋や貯蔵容器内側の観察を行った結果、開封時に付与したと考えられる傷がなかったこと、貯蔵容器内側には傷がなかった
こと及びボルトを外した瞬間に樹脂製の袋が破裂したという状況から、貯蔵容器開封時の傷等に起因する影響については考えなくて良いと判断した。

318

添付 7.1.2
γ線照射による樹脂製の袋の吸収線量評価
1. 確認・調査事項
貯蔵期間（平成 8 年 10 月～平成 29 年 6 月）中における貯蔵容器内に存在する核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）の崩壊で放出されるγ線による樹脂製の袋の劣化を検討するために、樹脂製の袋の吸収線量を評価する。
2. 確認調査方法・内容公表されているポリ容器、樹脂製の袋（2 層）、貯蔵容器の形状、寸法及び材質に基づき、図 7.1.2-1に示す計算体系を設定した。2 層の樹脂製の袋は、内側はポリ容器の外面に、外側は貯蔵容器の内面に密着しているとした。
平成 3 年 10 月の時点で表 7.1.2-1 の組成の核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）の混合物が、ポリ容器下部に充填されていたとし、その崩壊で放出されるγ線の挙動を粒子・重イオン輸
送計算コード PHITS[1]を用いてシミュレーションし樹脂製の袋の吸収線量を計算した。γ線のエネルギー
分布は、表 7.1.2-1 の組成に基づき DECDC2[2]のデータを用いて求め、崩壊による核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am 含む。
）組成の時間変化に伴うγ線のエネルギー分布の変化も考慮した。
3. 確認・調査結果
図 7.1.2-2 に、平成 3 年 10 月を起点とし、内側と外側の樹脂製の袋における吸収線量率の経過年数に対する変化を示す。線源となる核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）の混合物により近い内側の樹脂製の袋が外側に比べて、より高い吸収線量率になる。平成 8 年 7 月に貯蔵容器の点検・更新作業が実施され樹脂製の袋が交換された記録を確認したことから、内側と外側、それぞれの吸収線量率の経過年数変化を 5 年目以降でフィッティングし、その積分から 21 年間の積算の吸収線量を算出し、内側樹脂製の袋：227 kGy、外側樹脂製の袋：108 kGy との結果を得た。
4. 評価結果
貯蔵容器の内容物の形状や材質、核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）混合物の組成の経過年数変化を考慮し、γ線による樹脂製の袋の吸収線量を計算シミュレーションにより評価した。得られた吸収線量を再現するγ線の照射実験により、貯蔵期間中の樹脂製の袋の照射劣化を評価することができると考えられる。
5. 参考文献[1] Particle and Heavy Ion Transport Code System PHITS, Version 2.52, J. Nucl. Sci. Technol. 50:9,
913-923 (2013)[2] Nuclear decay data for dosimetry calculation: Revised data of ICRP Publication 38, JAERI 1347
(2005)319

表 7.1.2-1 収納されている可能性のある核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）の放射能（平成 3 年 10 月時点）
核種

放射能(GBq)

核種

放射能(GBq)U-234

Pu-238U-235

Pu-239U-236

Pu-240U-238

Pu-241

Am-241

Pu-242

樹脂製の袋（外層）樹脂製の袋（内層）ポリ容器

核燃料物質（U、Pu（Pu の崩壊による Am 含む））混合物は
核燃料物質（U、Pu（Pu の崩壊による U 及び Am 含む。））
ポリ容器底面から2cm の範囲に分布
混合物はポリ容器表面から2cm の範囲に分布

図 7.1.2-1

計算に用いたポリ容器、樹脂製の袋、貯蔵容器の寸法と核燃料物質（Pu 及びその崩壊により生成する U と Am を含む。）混合物の配置

袋交換
4.5E‐04
4.0E‐04
吸収線量率(Gy/s)

3.5E‐04
3.0E‐04
2.5E‐04

ここから積算2.0E‐04
1.5E‐04

外側袋

1.0E‐04内側袋5.0E‐05
0.0E+00
0

5

10

15
経過年数

20

25

30

図 7.1.2-2 経過年数に対する吸収線量率の変化
核物質防護上の観点から

320の箇所は非開示としています。

添付 7.1.3
樹脂製の袋の強度評価
1. 確認・調査事項
1.1

γ線照射後の樹脂製の袋（二重梱包）を用いた破裂挙動評価
事故後の調査において得られた当該樹脂製の袋に関する寸法等の情報を基に試験体系を設定して樹脂製の袋の破裂試験を実施した。また、量研 高崎研にて試験に用いた一重目及び二重目の樹脂製の袋に対してそれぞれ当該樹脂製の袋が貯蔵容器内で 21 年間照射された分に相当するγ線照射を行うこと
によって、より事象発生時の状態に近い体系での試験を実施した。加えて、未照射の樹脂製の袋を用いた破裂試験についても実施し（後述の「参考資料：樹脂製の袋の強度評価」）、基本的な挙動を中心とした評価も実施した。
2. 確認調査方法・内容
2.1

γ線照射後の樹脂製の袋（二重梱包）を用いた破裂挙動評価(1) [検証試験]
1) 試料準備
準備した試験用の金属製容器の寸法（φ 133 mm×h 250 mm）が実際の貯蔵容器の寸法（入口径φ 120 mm×h 302 mm）と若干異なることから、試験に用いた樹脂製の袋の縮尺（溶着部の内寸）はこれらの寸法の比と破裂を生じた樹脂製の袋の寸法を比較して以下のとおりとした（図7.1.3-1）。ここで破裂を生じた樹脂製の袋の寸法は本試験開始時期の関係から初期の調査において推定された寸法（溶着部の内寸、一重目：縦 450 mm × 横 160 mm、二重目：縦 370 mm ×横 205mm）を参照したため、のちに確認した値とは若干異なる。また、試験時に二重梱包の袋をステンレ
ス缶に装荷する際は袋を図 7.1.3-2 のようにした。
・一重目の縦：450 mm×（250 mm / 302 mm）≒370 mm
・一重目の横：160 mm×（133 mm / 120 mm）≒175 mm
・二重目の縦：370 mm×（250 mm / 302 mm）≒310 mm
・二重目の横：205 mm×（133 mm / 122 mm）≒230 mm

図 7.1.3-1

試験用樹脂製の袋の概略図（左図：一重目，右図：二重目）

321ステンレス缶

二重目 樹脂製の袋

一重目 樹脂製の袋

図 7.1.3-2 二重梱包の概略図
本試験で使用した照射済の樹脂製の袋は、上記の寸法で作製した袋を量研 高崎研の食品照射棟
第 2 セルにて照射した。一重目及び二重目の袋についてそれぞれ 6 kGy/h で 40 時間及び 20 時間の照射とし、一重目は 240 kGy、二重目は 120 kGy とした（それぞれの 21 年間分の照射量に相当）。
2) 破裂試験① 試験①：二重梱包、蓋なし試験
試験①では二重梱包とした照射済樹脂製の袋をステンレス缶に収納し、蓋がない体系での破裂試験を実施した（図 7.1.3-3）。

図 7.1.3-3 試験①の概略図と試験時の写真

322

② 試験②：二重梱包、蓋あり試験（チェーンで蓋を拘束）
試験②では二重梱包とした照射済樹脂製の袋をステンレス缶に収納し、蓋をチェーンで拘束し、樹脂製の袋が膨らむことより蓋が僅かに開く体系での破裂試験を実施した（図 7.1.3-4）。

図 7.1.3-4

試験②の概略図と試験時の写真③ 試験③：二重梱包、蓋あり試験（クランプリングで蓋を拘束）
試験③では二重梱包とした照射済樹脂製の袋をステンレス缶に収納し、蓋をクランプリングで拘束した。樹脂製の袋の膨らみでは蓋は開かず、クランプリング固定用の蝶ねじに取り付けたワ
イヤーを引っ張ることで、クランプリングが外れ、樹脂製の袋が急激に膨らむことにより蓋が外れる体系での破裂試験とした（図 7.1.3-5）。

図 7.1.3-5 試験③の概略図と試験時の写真

323

3. 確認・調査結果
3.1

γ線照射後の樹脂製の袋（二重梱包）を用いた破裂挙動評価(1) [検証試験]
1) 試験①：二重梱包、蓋なし試験
試験結果を表 7.1.3-1 に示す。
表 7.1.3-1 試験①の結果【二重梱包、蓋なし試験】
試験結果

破損位置

試験
No.

破裂までの

破裂箇所

破裂時配管内
破裂箇所
※2

破裂箇所の
A

大きさ (mm)ステンレス缶

直線

110

100

側面
溶着部

直線

90

120

の形状

時間（秒）

絶対圧 (気圧)

1

510

290

1.4

1.8

A

A

直線

2

300

260

1.5

1.8

A

A

直線

樹脂製の袋

※1

破線の左は一重目、右は二重目の結果※2測定した圧力は大気圧との差（圧力計のゲージ圧）であり、ゲージ圧=(絶対圧-1 [気圧])/10 [MPa]である。

本条件では蓋がない上部から樹脂製の袋が大きくはみ出して膨らみ、二重目が破裂、その後、一重目が破裂した（図 7.1.3-6）。 二重目、一重目ともに上部の中央部で破裂し、破裂箇所の形状は直線状であった。また、一重目と二重目の破裂により大きな破裂音が 2 回聞こえた。試験 No.2の破裂後の写真を図 7.1.3-7 に示す。蓋の拘束がない条件では二重目、一重目がそれぞれ大気圧+0.08 MPa（1.8 気圧）、大気圧+0.04～0.05 MPa（1.4～1.5 気圧）で破裂する結果を得た。
二重目が破裂する際は一重目も耐圧に寄与していることから、二重目の破裂する際の圧力が一重目のそれよりも高いと考えられる。これより、蓋の拘束がない条件では樹脂製の袋の破裂には約1.5 気圧以上の圧力が必要であると推測される。

図 7.1.3-6 試験①-No.2 の破裂直前の写真

324

図 7.1.3-7 試験①-No.2 の試験後の写真（左図：二重目，右図：一重目）
2) 試験②：二重梱包、蓋あり試験（チェーンで蓋を拘束）
試験結果を表 7.1.3-2 に示す。
表 7.1.3-2

試験②の結果【二重梱包、蓋あり試験（チェーンで蓋を拘束）】
試験結果

破損位置

試験
破裂までの

破裂時配管内

No.

破裂箇所

破裂箇所の

の形状

大きさ(mm)

破裂箇所
時間（秒）

絶対圧 (気圧)※2

1

981

980

3.6

3.8

A

A

直線

直線

40

100

2

595

590

2.6

2.8

A

A

直線

直線

32

105

3

780

780

4.2

4.2

A

A

直線

直線

70

80

※1

破線の左は一重目、右は二重目の結果※2測定した圧力は大気圧との差（圧力計のゲージ圧）であり、ゲージ圧= (絶対圧-1 [気圧])/10 [MPa]である。

本条件では、二重目が破裂し、その後一重目が破裂するか、同時に破裂する結果となった（図7.1.3-8）。試験 No.1 の破裂後の写真を図 7.1.3-9 に示す。本試験では二重目、一重目ともにステンレス缶の蓋の隙間で膨らみが大きくなり、頂部の生地部分で破裂した。破裂箇所の形状は直線状になり、破裂時は一重目、二重目ともに大きな破裂音が聞こえた。二重目の破裂穴と一重目の破裂
穴はほぼ重なっており、二重目の破裂穴から一重目が僅かに外に出ていた。本試験での破裂時の圧力は 2.6 気圧（ゲージ圧：0.16 MPa）から 4.2 気圧（ゲージ圧：0.32 MPa）と比較的に高い圧力が必要であること、破裂時の容器と蓋の隙間が小さいと破裂時のゲージ圧は大きくなる傾向があること、破裂時の圧力に大きな幅があることが分かった。
図 7.1.3-10 に試験②-No.2 の破裂時に観測された煙の写真を示す（写真の右上部）。本試験において破裂時にこのような“煙”が観察されており、試験時の樹脂製の袋の内圧が高い場合には比較的明確に観察され、内圧が低い場合は観察しにくい傾向にあった。また、この煙は約 1 秒以内で拡散し見えなくなった。これは樹脂製の袋内の空気中に含まれる水蒸気が破裂する際の断熱膨張により急激に冷却されて水滴になり、その後、周囲の温度により再度水蒸気に戻り消えるためと考えられる。
上記、本試験における“煙”の発生については、「添付 6.4.7

貯蔵容器の蓋開封時の状況に関する作業員への聞き取り調査概要」の「（4）破裂後の状況や処置について」において「破裂した時325

に『モヤモヤした煙のようなもの』が見えたことに関して、煙草の煙のような白っぽい感じがした。
ごく短い間だけパッと飛んで、すぐに拡散して見えなくなった。粉末という感じではなかった。」との証言と一致する。

図 7.1.3-8 試験②-No.3 の破裂直前の写真

図 7.1.3-9 試験②-No.1 の試験後の写真（左図：二重目，右図：一重目）

図 7.1.3-10

試験②-No.2 の破裂時に観測された煙の写真

326

3) 試験③：二重梱包、蓋あり試験（クランプリングで蓋を拘束）
試験結果を表 7.1.3-3 に示す。
表 7.1.3-3

試験③の結果【二重梱包、蓋あり試験（クランプリングで蓋を拘束）】
試験結果

破損位置

試験
破裂までの

破裂時配管内

No.

破裂箇所

破裂箇所の

の形状

大きさ (mm)

破裂箇所

樹脂製の袋

A

時間 (秒)

絶対圧 (気圧)※2

1

1

0

2.5

2.5

B

A

直線

直線

20

110

ステンレス缶

2

無

0

無

2.6

無

A

無

放射

無

90

側面
溶着部

3

無

0

無

2.8

無

A

無

放射

無

80

4

0

0

4.0

4.0

B

A

直線

放射

200

90

5

0

0

4.0

4.0

B

A

直線

放射

180

80

B

※1

破線の左は一重目、右は二重目の結果※2測定した圧力は大気圧との差（圧力計のゲージ圧）であり、ゲージ圧= (絶対圧-1 [気圧])/10 [MPa]である。

本試験ではクランプリング解除後、開放部で樹脂製の袋全体が大きくはみ出して膨らみ、二重目
は上部中央付近で破損した。試験 No.4 及び No.5 では一重目が二重目とほぼ同時に破裂し、破裂音
は 1 回であった。また、一重目の樹脂製の袋が縦方向の溶着部で大きく裂け、破裂事象発生時の状況と類似した袋の破損状態となったことを確認した。この際の圧力は 4 気圧（ゲージ圧：0.3 MPa）であった。破裂状況の例として試験 No.4 の試験後の樹脂製の袋の写真を図 7.1.3-11 に、事象発生時の当該樹脂製の袋の観察結果を図 7.1.3-12 に示す。
試験 No.1 では 2.5 気圧（ゲージ圧：0.15 MPa）
で一重目が溶着部から 2 cm 程度の幅で破損し、試験 No.2 及び No.3 では 2.6、2.8 気圧でも破裂しないという結果になった。
上記の結果から、事象発生時の破裂状況に近い模擬試験において、破裂時の圧力としては 2.5
気圧付近の圧力を超えると破裂事象発生時の状況と類似した事象が発生し始めると推測され、また、4 気圧付近では事象発生時の当該樹脂製の袋の破損状態を再現するような状態を確認できた。

図 7.1.3-11

試験③-No.4 の試験後の写真（左図：二重目，右図：一重目）

327

図 7.1.3-12 事象発生時の当該樹脂製の袋の観察結果（左図：二重目，右図：一重目）
4. 評価結果
4.1 γ線照射後の樹脂製の袋（二重）を用いた破裂挙動評価
本試験は、事象発生後の調査結果として、当該樹脂製の袋の寸法が得られたことから、これらの情報（一重目、二重目の当該樹脂製の袋の寸法等）を反映した試験を実施した。
本試験は量研 高崎研にて照射量が一重目は 240 kGy、二重目は 120 kGy（それぞれ、6 kGy/h×40、
20 時間）の照射を行った樹脂製の袋を用いて実施した。機械的強度については「添付 7.1.1 ⑭樹脂製の袋のγ線による劣化」において評価されており、照射済樹脂製の袋の引張強さについては、240 kGy
照射された袋（一重目）が約 25 %の低下、120 kGy 照射された袋（二重目）が約 15 %の低下としている。また、破断伸びについては、240 kGy 照射された袋（一重目）が約 21 %の低下、120 kGy 照射された袋（二重目）が約 9 %の低下としている。これらは「添付 7.1.1 ⑭樹脂製の袋のγ線による劣化」に記載されている 360 kGy で照射された樹脂製の袋の引張強さや破断伸びも含めて比較するとそれぞれが照射量にほぼ比例して物性値が低下していることがわかる。
「試験①：二重梱包、蓋なし試験」では、蓋がない上部から樹脂製の袋が大きくはみ出して膨らみ、二重目が破裂、その後 10 秒程度の間をおいて一重目が破裂した。二重目、一重目ともに上部の中央部で破裂し、破裂箇所の形状は直線状であった。また、一重目と二重目の破裂により大きな破裂音が 2回聞こえた。蓋の拘束がない条件では二重目、一重目がそれぞれ大気圧+0.08 MPa（1.8 気圧）、大気圧+0.04～0.05 MPa（1.4～1.5 気圧）で破裂する結果を得た。二重目が破裂する際は一重目も耐圧に寄与していることから、二重目の破裂する際の圧力が一重目のそれよりも高いと考えられる。
「試験②：二重梱包、蓋あり試験（チェーンで蓋を拘束）」では、二重目が破裂し、その後一重目が破裂する、もしくは同時に破裂する結果となった。破裂時は二重目、一重目ともにステンレス缶の蓋の隙間で膨らみが大きくなり、頂部の生地部分で破裂した。破裂箇所の形状は直線状になり、一重目と二重目の破裂により大きな破裂音が 2 回聞こえた。破裂時の圧力は 2.6 気圧（ゲージ圧：0.16 MPa）から
4.2 気圧（ゲージ圧：0.32 MPa）と比較的に高い圧力が必要であること、破裂時の容器と蓋の隙間が小さいと破裂時のゲージ圧は大きくなる傾向があること、破裂時の圧力に大きな幅があることが分かった。
また、今回の試験において破裂後約 1 秒内において“煙”が観察されており、試験時の樹脂製の袋の内圧が高い場合には比較的明確に観察され、内圧が低い場合は観察しにくい傾向にあった。これは樹脂製の袋内の空気中に含まれる水蒸気が破裂する際の断熱膨張により急激に冷却されて水滴になり、その後、

328

周囲の温度により再度水蒸気に戻り消えるためと考えられる。
「試験③：二重梱包、蓋あり試験（クランプリングで蓋を拘束）」では、クランプリング解除後、開放部で樹脂製の袋全体が大きくはみ出して膨らみ、二重目は上部中央付近で破裂した。ゲージ圧が比較的に高かった試験（絶対圧：4 気圧、ゲージ圧：0.3 MPa）では一重目が二重目とほぼ同時に破裂し、破裂音は一回であった。また、一重目の樹脂製の袋が縦方向の溶着部で大きく裂け、破裂事象発生時の状況と類似した袋の破損状態となったことを確認した。同様な試験結果は絶対圧：2.5 気圧（ゲージ圧：
0.15 MPa）でも観察されたが、一重目が溶着部から 2 cm 程度の幅で破損しており、事象発生時に当該樹脂製の袋（一重目）が破損した際の破損部大きさに比べて小さい。また、これよりもゲージ圧が若干高い試験（絶対圧：2.6、2.8 気圧）では一重目の樹脂製の袋が膨らむだけで破裂しないという結果になった。これらより、2.5 気圧付近の圧力を超えると破裂事象発生時の状況と類似した事象が発生し始めると推測され、4 気圧付近では事象発生時に当該樹脂製の袋が破損した状態を再現するような状態を確認できた。

329

参考資料：樹脂製の袋の強度評価
1. 確認・調査事項
1.1 樹脂製の袋の耐圧性能
1.2 容器蓋開封時の樹脂製の袋の膨張状況
2. 確認調査方法・内容
2.1 樹脂製の袋の耐圧性能(1) [評価・文献]
製造メーカから標準品の強度データを入手した。
(2) [検証試験]
以下に示す要領で未照射の樹脂製の袋を用いて破裂試験を行い、耐圧評価を行った。
一つ目の試験として、シーラで溶着、密封した樹脂製の袋に、空気ガスのガスボンベを接続し、ガス配管には圧力計を接続し、ガスを注入して樹脂製の袋を破裂させる試験を行った。二つ目の試験として、当該破裂事象の写真を参考にその状況を模擬して、同様の樹脂製の袋を、底部に約φ20mm の穴をあけたステンレス缶（ステンレス缶内径が貯蔵容器入口径サイズに近いφ120 mm×h220
mm 又は同内径が貯蔵容器内径サイズに近いφ133 mm×h250 mm）に収納し、ステンレス缶底部の穴
を通して樹脂製の袋にガスを送り込む方法で破裂試験を行った。本試験はステンレス缶の蓋がない状態での試験とした。試験体系図を図 7.1.3-参 1 に示す。

樹脂製の袋

ステンレス缶図 7.1.3-参 1 試験体系図
2.2 容器蓋開封時における樹脂製の袋の膨張状況(1) [聞き取り調査]
聞き取り調査の報告書から容器蓋開封時の状況について情報収集した。
(2) [検証試験]
本試験では、ステンレス缶に蓋を追加し、上部の拘束も考慮した体系において、以下に示す要領
で樹脂製の袋の破裂試験を行い、蓋開封時の膨張状況について評価した。

330

シーラで溶着した樹脂製の袋を、底にφ20 mm の穴をあけたステンレス缶（φ133 mm×h250 mm）に収納した。ステンレス缶の底の穴を通して樹脂製の袋に空気ガスのガスボンベを接続し、ガス配管に圧力計を接続した。聞き取り調査で得られた情報を考慮し、樹脂製の袋の膨らみにより僅かに蓋が空くように、ステンレス缶に蓋を乗せてチェーンで軽く拘束した。ガスを注入して樹脂製の袋が破裂するときの膨張の様子を記録し、破裂箇所の観察を行った。試験体系図を図 7.1.3-参 2 に示す。

ステンレス缶図 7.1.3-参 2 試験体系図
3. 確認・調査結果
3.1 樹脂製の袋の耐圧性能(1) [評価・文献]
樹脂製の袋の構成素材である「PVC 梨地フィルム C32」の最近の物性仕様は製造メーカにより表
7.1.3-参 1 のとおり規定されている。
表 7.1.3-参 1 「PVC 梨地フィルム C32」の物性仕様*1*1引張強度 [MPa]14.7 以上

伸び [%]

200 以上JIS K 6732 準拠

また、樹脂製の袋の重ね溶着部及び底溶着部（図 7.1.3-参 3 参照）の強度物性値は製造メーカ
により測定されており、表 7.1.3-参 2 に示すとおりである。

331

表 7.1.3-参 2

PVC の引張強度*2

測定結果(平均) [MPa]

*2

重ね溶着部

9.08

底溶着部

6.80

試験片は JIS K 6251 に規定するダンベル状 2 号形

重ね溶着部

底溶着部

図 7.1.3-参 3 PVC バッグ（樹脂製の袋）概略図(2) [検証試験]
樹脂製の袋にガス配管を直接接続した試験では、加える空気圧（1～6 kgf/cm2）をパラメータにして、試験を実施した。また、ステンレス缶を用いた試験では、サイズの異なる 2 種類のステンレ
ス缶を用い、缶上部からはみ出る樹脂製の袋の寸法（0～200 mm）及び内部に加える空気圧（1～6kgf/cm2）をパラメータにして、試験を実施した。試験条件と結果の一覧を以下の表 7.1.3-参 3 に示す。また、表中の破裂箇所の詳細について図 7.1.3-参 4 に示す。

332

表 7.1.3-参 3 破裂試験条件と結果
No

ステンレス缶寸法
φ×h[mm]

ステンレス
缶からはみ
出るバッグ
長さ[mm]

送入ガス
圧力*3[kgf/cm2]

破裂箇所※No.7～31 においては図 7.1.3参 4 の A～E

破裂箇所
の形状

破裂時
配管内
絶対圧
(気圧)*4

破損部の
大きさ
[mm]

破損まで
の時間
[秒]

1

なし

-

1.5

溶着部

穴

1.4

5

28

2

なし

-

3

溶着部

穴

1.8

5

10

3

なし

-

6

溶着部

穴

2.4

10

6

4

なし

-

1

溶着部

穴

1.4

2

34

5

なし

-

1

溶着部

穴

1.3

4

21

6

なし

-

1

溶着部

穴

1.3

3

44

7

120×22020

1

A（生地部）

放射状

1.6

50

19

8

120×22040

1C（生地部）

放射状

1.6

50

25

9

120×22050

1C（生地部）

放射状

1.4

90

65

10

120×220100

1C（生地部）

直線

1.3

130

600

11

120×220200

1E（溶着部）

穴

1.2

1

540

12

120×22050

3C（生地部）

放射状

1.8

50

4

13

120×220100

3C（生地部）

放射状

1.6

70

10

14

120×220100

3C（生地部）

放射状

1.7

70

10

15

120×220100

3C（生地部）

放射状

1.7

100

11

16

120×22050

6C（生地部）

放射状

2.6

40

3

17

120×220100

6C（生地部）

放射状

2.6

90

5

18

120×220100

6C（生地部）

直線

2.4

100

4

19

120×220100

6C（生地部）

放射状

2.3

80

5

20

133×2500

1

A（生地部）

放射状

1.5

60

75

21

133×250100

1C（生地部）

直線

1.4

130

680

22

133×250100

1C（生地部）

放射状

1.3

130

540

23

133×250100

1C（生地部）

直線

1.3

140

510

24

133×250100

3C（生地部）

放射状

1.6

100

16

25

133×250100

3C（生地部）

放射状

1.7

60

10

26

133×250100

3C（生地部）

放射状

1.7

110

16

27

133×250

0

3

A（生地部）

放射状

2.0

40

4

28

133×2500

6A（生地部）

放射状

2.4

40

4

29

133×250100

6C（生地部）

放射状

2.4

70

6

30

133×250100

6C（生地部）

放射状

2.5

110

7

31

133×250100

6C（生地部）

放射状

2.4

90

7

*3

ガスボンベのレギュレータの 2 次圧

*4測定した圧力は大気圧との差（圧力計のゲージ圧）であり、ゲージ圧=(絶対圧-1 気圧)/10 [MPa]である。

333

樹脂製の袋ステンレス缶

側面
溶着部

製造時の
中央溶着部

解放部から少しはみ出て膨らむ場合

解放部から大きくはみ出て膨らむ場合(樹脂製の袋を大きくした場合)

図 7.1.3-参 4 破裂箇所の概略図
樹脂製の袋にガス配管を直接接続した試験では、全ての試験において溶着部と生地部の境界付近に 2～10 mm 程度の穴が開き、ガスが抜けるという挙動であった。破裂直前の配管内の圧力は大気圧+0.032～0.14 MPa（1.32～2.4 気圧）であった。
ステンレス缶（蓋なし）内に装荷した樹脂製の袋にガスを送入すると、ステンレス缶内面で拘束された部分は膨らむことができないため、ステンレス缶上側の解放部で膨らんで破裂する結果となった。この際の破裂直前の配管内の圧力は大気圧+0.021～0.16 MPa（1.21～2.6 気圧）であった。
表 7.1.3-参 3 の破裂箇所の A 及び C は上部の中央付近（生地部）、B 及び D は上部の端（生地部）、
E は側面の溶着部である。破裂状態の例として、No.9（放射状）、No.10（直線）、No.11（穴）の写
真を図 7.1.3-参 5～図 7.1.3-参 7 に示す。
破裂箇所と破損形状について、ステンレス缶から大きくはみ出ない場合、側面すなわち溶着部がステンレス缶内面に拘束されるため、上部のみがドーム状に膨らんだ。その結果、ドーム状に膨らんだ中央付近（A）から放射状に破裂した。また、ステンレス缶から大きくはみ出る場合もバッグ
上部（C）かつ生地部から破損するケースが多かったが、はみ出ている側面にも張力がかかることから、条件によっては破裂部の形状が穴空きや直線となるケースがあった。また、1 ケースのみではあるが溶着部と生地部の境界付近からの破損が観察された（No.11）。この場合は小さな穴が空いてガス漏れする緩やかな破損挙動であった。また、形状が穴空きや直線となるケースは破損までの時間が長い（100 秒以上）、すなわち比較的ゆっくりと膨張した試験において観測された挙動であった。
表 7.1.3-参 3 の破裂時配管内圧力について、送入ガス圧力を高くして樹脂製の袋が膨らむ速度を速くすると、破裂時の内圧は大きくなる傾向が示された。6 kgf/cm2 で急激にガスを送入した場
合、破裂時の内圧は大気圧+0.14～0.16 MPa（2.4～2.6 気圧）となった。一方、送入ガス圧力が低く比較的緩やかにガスを送入した試験（挿入ガス圧力：1 kgf/cm2、破損までの時間：100 秒以上、No.10・No.11・No.21～23）では、破裂時の内圧は大気圧+0.021～0.035 MPa（1.21～1.35 気圧、
平均 1.29 気圧）となった。

334

図 7.1.3-参 5 破裂状態の例 No. 9（放射状）図 7.1.3-参 6 破裂状態の例 No. 10（直線）図 7.1.3-参 7 破裂状態の例 No. 11（穴）3.2

容器蓋開封時における樹脂製の袋の膨張状況(1) [聞き取り調査]
6 本のボルトを緩めた際に蓋が押し上げられた。6 本中 4 本を外し、残り 2 本のボルトを交互に少しずつ緩め、完全にボルトを抜き去る前に蓋が浮き上がり、破裂した。O-リングが容器本体の上端よりは上がった時点で「パン」と鳴った。蓋が容器本体から大きく離れてから「パン」と鳴った
わけではない。破裂音が聞こえ、蓋をフード内に置いた時点で、容器からバッグの一部がはみ出ていた。個人の感覚によるが破裂音は「耳が痛くなるほど大きな音」であったと、作業員の 1 人から証言された。

335

(2) [検証試験]
樹脂製の袋にガスを送入すると、ステンレス缶内面及び蓋で拘束された部分は膨らむことができないため、蓋が浮いてできた隙間から膨らみ、破裂する結果となった。この際の破裂直前の配管内の圧力は大気圧+0.1～0.3 MPa（2.0～4.0 気圧）であった。試験パラメータは送入ガス圧力（2～6kgf/cm2）、ステンレス缶と蓋の隙間（20～70 mm）である。試験条件と結果の一覧を以下の表 7.1.3参 4 に示す。また、表中の破裂箇所の詳細について図 7.1.3-参 8 に示す。
表 7.1.3-参 4 破裂試験条件と結果
No.

ステンレス缶寸法
φ×h[mm]ステンレス缶からはみ出る
バッグ長さ
[mm]

送入ガス
圧力*5
[kgf/cm2]

蓋の
隙間
[mm]

破裂箇所
※図 7.1.3-参 8のA, B, C

破裂箇所
の形状

破裂時
配管内
絶対圧
(気圧)※6

破損部の
大きさ
[mm]

破損まで
の時間
[秒]

1

133×250

100

2

70

A（生地部）

放射状

2.0

50

190

2

133×250

100

2

40

A（生地部）

放射状

2.4

30

230

3

133×250

100

2

35

B（生地部）

放射状

2.4

30

190

4

133×250

100

3

40

C（溶着部）

穴

2.4

10, 2

6

5

133×250

100

3

50

A～B
（生地部）

直線

2.7

80

6

6

133×250

100

6

20

B（生地部）

放射状

4.0

20

5

7

133×250

100

6

40

B（生地部）

放射状

4.2

20

3

8

133×250

100

6

40

B（生地部）

放射状

4.2

25

4

9

133×250

100

6

40

A（生地部）

直線

4.4

55

5

10

133×250

100

6

35

B（生地部）

直線

4.5

45

6

直線

4.5

70

6

11

133×250

100

6

35

A～B
（生地部）

12

133×250

-45

2

25

A（生地部）

直線

2.0

50

175

13

133×250

-50

2

30

A（生地部）

直線

2.2

50

230

133×250

-60

2

25

A（生地部）

直線

2.3

50

195

14
*5

*6

ガスボンベのレギュレータの 2 次圧、*6測定した圧力は大気圧との差（圧力計のゲージ圧）であり、ゲージ圧=(絶対圧-1 気圧)/10 [MPa]である。

配管に接続した圧力計の指示値

336

樹脂製の袋ステンレス缶

側面
溶着部

製造時の
中央溶着部

上方向を蓋に拘束されて膨らむ場合

図 7.1.3-参 8 破裂箇所の概略図
破裂箇所の A は生地部、B は溶着部に近い生地部、C は溶着部である。樹脂製の袋が膨張する様子と破損形状の例として、No.9（放射状）、No.10（穴）、No.11（直線）の写真を図 7.1.3-参 9～図7.1.3-参 11 に示す。「3.1

樹脂製の袋の耐圧性能」に示した蓋なしの試験と比べると、穴や直線の破損形状になるケースが多くなっており、蓋の拘束が加わったためと考えられる。また、蓋なしの試験に比べて開口部が少ない分、樹脂製の袋のはみ出る部分が小さく、はみ出た部分が膨張して破裂に至り、破損部分も小さくなっている。また、蓋なしの試験に比べて破裂時の配管内圧力が比較的高くなった。

図 7.1.3-参 9 樹脂製の袋が膨張する様子と破損状態 No. 3（放射状）337図 7.1.3-参 10

図 7.1.3-参 11

樹脂製の袋が膨張する様子と破損状態

樹脂製の袋が膨張する様子と破損状態

No. 4（穴）No. 5（直線）

4. 評価結果
4.1 樹脂製の袋の耐圧性能
文献から得られる樹脂製の袋の引張強度は、加工が施されていない生地部に比べ、重ね溶着部及び底溶着部が弱い。また、引張試験では生地部が約 300 %の伸び（約 4 倍の長さ）を示すことが分かった。
したがって、密閉した樹脂製の袋の内圧が上昇し、仮に理想的な球状に膨らんだとすると、樹脂製の袋の接線方向にかかる張力は全ての場所で同じと考えられ、引張強度が弱い溶着部が破損することになる。
これは樹脂製の袋にガス配管を直接接続した試験において溶着部から破損した結果とよく合っている。
一方で、ステンレス缶に入った樹脂製の袋が膨らむ際の挙動は複雑であり、ステンレス缶内の壁面や蓋などの拘束部分が存在することから樹脂製の袋にかかる張力は場所によって様々なため、解析的な手法から破裂箇所や破裂時の内圧を評価することは困難である。
検証試験における破裂箇所と形状に関して、樹脂製の袋がステンレス缶から大きくはみ出すケース及びはみ出さないケースのいずれも破裂箇所は A 若しくは C で示す樹脂製の袋上部の中央付近（生地部）が多かった。これは、ステンレス缶の側面及び底面によって樹脂製の袋の膨張が制限されたため、ステンレス缶上部の開放部に膨張が進み、最も拘束部分から遠い樹脂製の袋上部の中央付近が膨張しやすかったことに起因すると考えられる。また、大きくはみ出すケースの場合は条件によって破損形状が穴空338

きや直線となるケースがあり、これは破損までの時間が長い（100 秒以上）、すなわち比較的緩やかに膨張した試験において観測された挙動であった。事象発生時の樹脂製の袋の写真において破裂箇所に放射状の破損形状が見られないことから、事象発生時の樹脂製の袋は比較的緩やかに膨張して破裂し、穴空きや直線形状等の破損に至った可能性が考えられる。
検証試験における耐圧に関して、送入ガス圧力が高い場合は圧力と流量の関係から樹脂製の袋内と配管内圧力の間に圧力差が生じてしまう。圧力差の小さい、送入ガス圧力が低く比較的緩やかにガスを送入した試験における破裂時の内圧は大気圧+0.021～0.035 MPa（1.21～1.35 気圧）であった。これより標準の樹脂製の袋は 1.20 気圧以上の内圧で破裂する可能性がある。
以上から、樹脂製の袋は生地部より溶着部の方が弱く破損しやすいが、破損は張力のかかり方に大きく依存する。当時の破裂事象時の写真情報から樹脂製の袋は貯蔵容器内で拘束されていたと推測され、少なくとも放射状の破損は見られない。これと検証試験の結果から事象発生時の樹脂製の袋は比較的緩やかに膨張して破裂した可能性が考えられる。また、標準の樹脂製の袋は 1.20 気圧以上の内圧で破裂すると推測される。
また、今後、現地調査を行い、破裂箇所や破損形状を特定して破裂に至る経緯を評価することが重要である。
4.2 容器蓋開封時における樹脂製の袋の膨張状況
聞き取り調査では、蓋を僅かに上げた段階で内部の樹脂製の袋が破裂したことを示す証言が得られていることから、樹脂製の袋の膨張は僅かで、比較的緩やかに進行したと考えられる。
検証試験において、樹脂製の袋の膨らみにより緩やかに蓋が開封されて、隙間から見えている箇所が破裂した。これは事象が発生した貯蔵容器の蓋の開封状況に近い試験であったと考えられる。一方で、検証試験では、標準の樹脂製の袋を用いたため伸びが大きいこと、ステンレス缶と蓋の隙間が 20～70mmと作業者の聞き取り調査記録での蓋の開度よりは大きめであったと推測されること、ステンレス缶と蓋の開口幅をチェーンで強制的に制限したことは、当時の破裂事象を再現できなかった点である。
検証試験では樹脂製の袋のサイズは一定とし、送入ガス圧力のみを変更した。送入ガス圧力と蓋とス
テンレス缶の隙間に関しては、送入ガス圧力が低いと隙間が大きくなる傾向が示されたが、断定できるほどではない（2 kgf/cm2：35～70 mm、6 kgf/cm2：20～40 mm）。一方、送入ガス圧力を高くして樹脂製の袋が膨らむ速度を速くすると、破裂時の内圧は明らかに大きくなる傾向を確認した。2 kgf/cm2 でゆっくりとガスを送入した場合、破裂時の内圧は 2.0～2.4 気圧となり、6 kgf/cm2 で急激にガスを送入した場合、破裂時の内圧は 3.2～4.0 気圧となった。この送入ガス圧力と破裂時の内圧の関係は、蓋がない場合の破裂試験結果と同様であるが、蓋がある場合の方が全体的に破裂時の内圧が高い。これは、隙間からはみ出して膨らんだ箇所の体積を球と見なした場合の直径（球相当径）で比較すると、蓋がない場合の試験で膨張した箇所の球相当径よりも蓋がある場合の球相当径が小さかったためと考えられる。一般的に、張力（樹脂製の袋に対して接線方向の力）が一定の場合、球相当径が小さい（曲率半径が小さい）場合の方が内圧（樹脂製の袋に対して垂直の力）は高くなる。破裂試験において蓋で上面を拘束した場合、解放された隙間が小さいため、隙間から小さくはみ出して膨らんだ。このため、球相当
径が小さくなり破裂に必要な張力に達するためには高い内圧が必要になったと考えられる。

339

当時の破裂事象が起こったステンレス缶及び樹脂製の袋においては、O-リングが容器本体の上端よりは上がった時点で「パン」と鳴ったとの証言が得られている。したがって、試験条件よりも更に隙間が小さく、このような小さい隙間から樹脂製の袋がはみ出して破裂したとは考えにくい。本試験の No.12～No.14 は樹脂製の袋を短くして、蓋の隙間を 20 mm～30 mm と小さくした試験である。このときの樹
脂製の袋内圧は 2.0 気圧～2.3 気圧と見積もられた。劣化した樹脂製の袋については標準品よりも強度や伸びが低下するため、破裂事象当時における樹脂製の袋の場合は僅かに蓋を押し上げた後、放射線や加圧による脆化により大きく伸びずに破裂したと推測される。現地調査によってステンレス缶の容積と樹脂製の袋の寸法を比較し、これらの比率を合わせた上で破裂試験を行い、破裂過程を確認することが必要と考える。
今回の破裂事象に対して原因究明のために実施した樹脂製の袋の破裂試験における配管内圧力の最大値、最小値について表 7.1.3-参 5 にまとめた。送入ガス圧力が低い場合は樹脂製の袋内と配管内の間の圧力差が小さく、配管内圧力は袋内圧力とほぼ同等と考えられるが、送入ガス圧力が高い場合は圧力と流量の関係から樹脂製の袋内と配管内圧力の圧力差が大きく、配管内圧力は袋内の圧力よりも高い指示値を示していると考えられる。
表 7.1.3-参 5 中での最小値（1.21 気圧）は未照射樹脂製袋を用いた蓋なしステンレス缶で実施したものであり、溶着部に小さな穴が開いてガスが抜ける挙動を示した。一方で作業員の聞き取り調査記録
では、作業員が破裂音を聞き、風圧を感じていることから袋が破裂していると考えられ、状況から小さな穴が開いたとは考えにくいことに注意する必要がある。また、最大値（4.0 気圧）は未照射樹脂製袋を用いた蓋ありステンレス缶で実施したものであり、生地部が膨れて放射状に破裂する挙動を示した。
この試験の送入ガス圧は高く、袋の内圧よりも高い圧力を指示していると考えられる。

表 7.1.3-参 5 各破裂試験条件と配管内圧の最大・最小値
ステンレス缶
有無

蓋有無

送入ガス
圧力
[kgf/cm2]

破裂箇所

破裂箇所
の形状

配管内
ｹﾞｰｼﾞ圧
[MPa]

配管内圧力
[atm]

なし

-

1

溶着部

穴

0.03

1.3

内圧最小値

なし

-

6

溶着部

穴

0.14

2.4

内圧最大値

あり

なし

1

溶着部

穴

0.02

1.2

内圧最小値

あり

なし

6

生地部

放射

0.16

2.6

内圧最大値

あり

あり

2

生地部

直線

0.10

2.0

内圧最小値

あり

あり

6

生地部

放射

0.30

4.0

内圧最大値

340

添付 7.1.4
樹脂製の袋の内圧計算
1. 確認・調査事項
樹脂製の袋の内圧上昇による破裂の推定シナリオに沿って、樹脂製の袋の内圧上昇の経時変化を計算した。
2. 確認調査方法・内容
2.1 内圧計算手順
本文 7.1 に記載の推定シナリオに沿って、樹脂製の袋及び貯蔵容器の O-リングを通した発生ガスの漏えいを考慮して、樹脂製の袋の内圧経時変化を計算した。計算モデル及び手順をそれぞれ図 7.1.4-1 及び図 7.1.4-2 に示す。エポキシ樹脂等からのガス発生（①）、発生ガスによる樹脂製の袋の内圧上昇と樹脂製の袋を通した貯蔵容器内部への漏えい（②）、貯蔵容器内部の内圧上昇と貯蔵容器 O-リングを通した貯蔵容器外へのガスの漏えい（③）、その結果生じる樹脂製の袋の内圧変化と容積（発生気体滞留可能体積）変化及び樹脂製の袋-貯蔵容器間領域の内圧変化と容積（発生気体滞留可能体積）変化（④）を 1 日間の時間幅で行い、平成 8 年 7 月の貯蔵開始から平成 29 年 6 月の貯蔵容器開封までの 21 年間分の計算を繰り返した。
なお、ここで行った 1 日間の時間幅による計算の妥当性は、ガスの発生と樹脂製の袋の透過を考慮した解析解との比較により確認している。以下に①～④の各手順における計算の詳細を示す。
① α線によるエポキシ樹脂及びポリ容器の分解ガス発生量を(1)式により計算した。

si V gas ,i

(1)

t tot

ここで、

si：1 日当たりのガス発生量（cm3）Vgas,i：ガス種 i の貯蔵開始（平成 8 年 7 月）から貯蔵容器開封（平成 29 年 6 月）までの全発生ガス量（cm3）ttot：貯蔵開始から貯蔵容器開封までの期間（21 年間）② 樹脂製の袋内部におけるガス種 i の貯蔵開始からの経過日数 t におけるガス分圧 Ppvc,i_t を(2)式により計算した。(2)式の右辺第一項は t-1 日におけるガス分圧、第二項は t-1 日におけるガス量増分に対する分圧を示す。
なお、十分にゆっくりとした圧力変化の場合、ポリ容器の気密性はないと考えて良いため、本計算においてポリ容器は考慮していない。

Ppvc ,i _ t  Ppvc ,i _ t 1 

s i  GTR pvc ,i Ppvc ,i _ t 1  Pcont ,i _ t 1 
V pvc _ t 1

341

P0

(2)

ここで、

t：貯蔵開始からの経過日数（日）Ppvc,i_t：樹脂製の袋内部におけるガス種 i の t 日における分圧（atm）
Vpvc_t：樹脂製の袋内部における t 日における発生気体滞留可能体積（cm3）
GTRpvc,i：樹脂製の袋に対するガス種 i の 1 日当たりの透過係数（cm3/atm）
Pcont,i_t：樹脂製の袋-貯蔵容器間における t 日におけるガス種 i の分圧（atm）
P0：大気圧（atm）③ 樹脂製の袋-貯蔵容器間におけるガス種 i の t 日におけるガス分圧 Pcont,i_t を(3)式により計算した。(3)式の右辺第一項は t-1 日におけるガス分圧、第二項は t-1 日におけるガス量増分に対する分圧を示す。

Pcont ,i _ t  Pcont ,i _ t 1 

GTR pvc ,i Ppvc ,i _ t 1  Pcont ,i _ t 1   GTROring ,i Pcont ,i _ t 1 
Vcont _ t 1

P0

(3)

ここで、

Vcont_t：樹脂製の袋-貯蔵容器間における t 日における発生気体滞留可能体積（cm3）
GTROring,i：貯蔵容器 O-リングに対するガス種 i の 1 日当たりの透過係数（cm3/atm）④ ②及び③のガス量変化（内圧変化）に応じた樹脂製の袋の容積（発生気体滞留可能体積）変化
を(4)式に、樹脂製の袋-貯蔵容器間の容積（発生気体滞留可能体積）の変化を(5)式により計算した。

V pvc _ t PPpvc _ tV pvc _ t 1

pvc _ t Pcont _ t  2

Vcont _ t  V 0  V pvc _ t

(4)

(5)

ここで、

V0：貯蔵容器内の発生気体滞留可能体積の最大値（cm3）⑤ ①～④の計算を 21 年間分繰り返し、貯蔵容器開封時における樹脂製の袋の内圧を(6)式により計算した。

Ppvc   Ppvc ,i _ t
i

(6)

t

ここで、

Ppvc：貯蔵容器開封時における樹脂製の袋の内圧（atm）
2.2 内圧計算条件(1) ガス発生量計算条件(1)式で用いるガス発生量の計算条件を表 7.1.4-1 に示す。ガスの発生量は、内圧上昇への影響

342

度が大きいエポキシ樹脂のα線分解によるガス発生量（添付 7.1.1 ②

表②-4）とポリ容器のα線分解によるガス発生量（添付 7.1.1 ③）に示す標準状態（0℃、1 気圧）における値を 25℃、1気圧に換算して用いた。Pu 粒子径及び Am 除去の有無をガス発生量計算におけるパラメータとし、内圧が最大となるケース A（21 年間で 87.0 L）、標準となるケース B（21 年間で 52.8 L）、内圧が最小となるケース C（21 年間で 24.6 L）の 3 つのケースについて計算を行った。
(2) 圧力計算条件(2)～(5)式において圧力計算に用いる発生気体滞留可能体積を表 7.1.4-2 に示す。図 7.1.4-1 に示すように、発生したガスにより樹脂製の袋はほぼ貯蔵容器内容積一杯（3386 cm3）まで膨張するものとした。
なお、現地調査の結果より、樹脂製の袋の縦寸法が一重目のものの方が二重目の袋のものよりも長いため、二重目の樹脂製の袋頂部を一重目の樹脂製の袋が突き破っていたことが分かっているが、二重目の樹脂製の袋が破裂した時期については分からないため、計算においては、一重目と二重目の樹脂製の袋は容積が同一として一緒に膨張・伸長するものとした。
(3) 透過量計算条件(2)、(3)式で用いる透過量計算条件を表 7.1.4-3 に示す。樹脂製の袋及び貯蔵容器 O-リングを通したガスの透過量は、水素ガス及びメタンガスの透過係数[1-4]をそれぞれ用いて計算した。ケース A においては、O-リングが高い圧力により貯蔵容器蓋-容器間の隙間（1 mm 幅）にはみ出した場合を想定し、漏えい面積を小さく設定した。ケース C においては、O-リングの透過係数が最大となる文献値を使用した。
なお、貯蔵容器内外において分圧が変わらない空気（窒素及び酸素）についての漏えいは考慮しなかった。
3. 確認・調査結果
図 7.1.4-3 及び表 7.1.4-4 にそれぞれ貯蔵期間中における樹脂製の袋の内圧経時変化（絶対圧）を計算した結果及び貯蔵容器開封時における内圧計算結果を示す。貯蔵容器開封時における内圧は、最大となるケース A で 24.6 気圧、最小となるケース C で 4.6 気圧となった。この内圧は、添付 7.1.3 に示す当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧である 2.5 気圧以上である。
なお、本計算で考慮したパラメータ以外にも、長時間のα線照射により G 値が変化すること、エポキ
シ樹脂に含有される核燃料物質粉末自身のα線の遮蔽効果、高圧下でのエポキシ樹脂内における発生ガ
スの保持、O-リングのシール性能劣化等、内圧上昇を抑制する因子がいくつかあるが、不確かさが大きくこれらを定量的に評価することは困難であり、本計算においては考慮しなかった。
4. 評価結果
計算条件に応じて評価値には大きな幅があるものの、エポキシ樹脂及びポリ容器のα線分解により発生したガスにより内圧は上昇し、貯蔵容器開封時において、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧である 2.5 気圧以上となった。

343

5．参考文献[1] 住友化学株式会社ホームページ, http://www.sumitomo-chem.co.jp/acryl/03tech/b3_gas.html[2] T.D. Stark, et al., Geosynthetics International, 2005, 12, No. 1[3] 桜シール株式会社ホームページ, http://www.sakura-seal.co.jp/category/1981184.html[4] 株式会社パッキンランドホームページ, https://www.packing.co.jp/GOMU/kitaitoukasei1.htm

表 7.1.4-1 ガス発生量の計算条件と計算結果
ケース

A

B

Pu 同位体組成

平均同位体組成α線によるガス発生

0.22

のG値

エポキシ樹脂のα線分解にC

ガス組成*1

水素 83%、メタン 17%

よるガス発生（添付 7.1.1 ②）

平均粒子径

10 µm

20 µm

35 µm

Am-241 除去

無無有

86.8 L

52.6 L24.4 L(79.5 L)（48.2 L）

（22.4 L）

21 年間のガス発生量*2

ポリ容器のα線分解によるガス発生

0.20 L

21 年間のガス発生量*2（0.18 L）

（添付 7.1.1 ③）
21 年間のガス発生量合計

87.0 L52.8 L

24.6 L*1： 水素以外のガスとしては、検証試験（添付 7.1.1 ②及び③）の結果から得られたガス種のうち、Oリングの透過係数の低いメタンを設定[3]*2： 25℃、1 気圧におけるガス発生量（括弧内は標準状態 0℃、1 気圧における値）344

表 7.1.4-2 圧力計算条件
ケース

A

B

C

貯蔵開始時の発生気体
1156 cm3

滞留可能体積樹脂製の袋（初期値）*1
最大の発生気体滞留
可能体積*23386 cm3

貯蔵開始時の発生気体
樹脂製の袋-貯蔵容器間

滞留可能体積*32332 cm3

（初期値）

貯蔵容器

発生気体滞留可能体積

3486 cm3*1：一重目の樹脂製の袋がポリ容器に密着しているとして、ポリ容器の内容積（(9.2/2)2×π×22.8 = 1516
cm3）からエポキシ樹脂（360 cm3：添付 7.1.1 ①）の体積を差し引いた体積*2： 貯蔵容器内における発生気体滞留可能体積（3486 cm3：添付 7.1.1 ①）に対して樹脂製の袋-貯蔵容
器間に 100 cm3 の空間領域が残ると設定*3： 貯蔵容器内容積（3927 cm3）からポリ容器外容積（(9.4/2)2×π×23.0 = 1595 cm3）を差し引いた体積345

表 7.1.4-3 透過量計算条件
ケース

樹脂製の袋

A

B

C

ガス透過

2.7×10-10（水素 [1]）係数*1

3.0×10-12（メタン [2]）

漏えい面積*2

1620 cm2

厚さ*3

0.6 mm
3.9×10-9

ガス透過1.4×10-9（水素 [3]）（水素 [4]）係数*43.3×10-10（メタン[3]）3.3×10-10（メタン[3]）

貯蔵容器（O-リング）
漏えい面積*5

3.8 cm2

18.9 cm2（1 mm 幅）（5 mm 幅）

厚さ*65.1 mm*1：単位は cc cm/cm2 s 10mmHg*2： 一重目の樹脂製の袋の表面積（18×45×2 = 1620 cm2）を設定*3： 一重目と二重目の樹脂製の袋は膨張して一体となるため、樹脂製の袋の厚さに対して 2 倍の値（0.3mm×2 = 0.6 mm）を設定*4： 単位は cc cm/cm2 s 10mmHg*5： 貯蔵容器の寸法から O-リング装着時の幅を設定
最大ケースにおいては、高圧により蓋-容器間の溝（1mm 幅）に O-リングがはみ出した場合を想定*6： O-リングが幅 5 mm の溝内に圧縮された場合において、O-リング（φ5.7 mm）断面積と等価になるよ
うな厚みを設定（(5.7/2)2×π÷5）

表 7.1.4-4 貯蔵容器開封時（貯蔵開始後約 21 年）における樹脂製の袋の内圧計算結果
ケース

内圧：絶対圧(気圧)

樹脂製の袋の
状態*1

A

24.6

破裂

B

12.4

破裂

C

4.6

破裂

*1：検証試験において得られた当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧は 2.5 気圧以上

346

図 7.1.4-1 樹脂製の袋及び貯蔵容器の内圧計算モデル

図 7.1.4-2 樹脂製の袋及び貯蔵容器の内圧計算手順347

図 7.1.4-3 貯蔵開始後約 21 年間の樹脂製の袋の内圧経時変化計算結果*：破裂試験において、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧は、2.5 気圧程度以上であった。同様の状況等に起因する誤差があると考えられ、
およそ 2.5 気圧以上で破裂すると考えている。この破裂圧
力は、21 年間の貯蔵期間中のγ線照射による袋の劣化を模擬した状態に相当する。

348

【参考】樹脂製の袋内圧の増減要因について
樹脂製の袋の内圧計算においては、現状で分かっている範囲の定量的条件を前提とした結果を示したが、不確かさが大きく影響度合いを定量的に示すことが困難な以下の条件は、圧力計算では考慮しなかった。
1) G 値の経時変化
2) 核燃料物質自身の遮蔽効果
3) 発生ガスによる樹脂固化物内での気泡形成（樹脂固化物内での保持）
4) O-リングのシール性能劣化
上記は、何れも樹脂製の袋内部の圧力を下げる方向にあると考えられる。各々についての概説を以下に記載する。
1) G 値の経時変化
今回の評価では、エポキシ樹脂への He 照射試験から G 値として 0.22（添付 7.1.1 ②）を使用しており、この G 値は貯蔵容器への貯蔵から樹脂製の袋の破裂に至る約 21 年間一定であると仮定している。
実際は、粒子径の周囲 40 μm（エポキシ樹脂中におけるα線の飛程）の範囲において、照射量増加とともに分解してガスを発生させる樹脂量が減少し、G 値は緩やかに減少していくものと考えられる。
2) 核燃料物質自身の遮蔽効果
α線のエポキシ樹脂における飛程を考慮すると、粒子が密に存在している場合には、放出されたα線はほかの粒子に衝突しエネルギーを吸収される割合が多くなり、ガスの発生量は低くなる。実際は、多少なりともこの効果があると考えられるが、エポキシ樹脂中の核燃料物質の分布（ミクロ的な分布）を正確に評価することは困難である。
3) 発生ガスの樹脂固化物内での気泡形成
添付 7.1.1「②混入有機物」において、Cm-244 を含有した酸化物粉末とエポキシ樹脂を混合し、α線分解による樹脂の重量減少と密閉状態でのガス発生による圧力上昇を直接的に観察している。得られた結果から「密閉の加圧下では、樹脂内で発生したガス分子が外部に放出されにくく、樹脂内でミクロな気泡を形成していることが示唆される。
」と考察している。実際は、多少なりともこの効果があったと考えられるが、高圧における樹脂中のガス保持量を正確に評価することは困難である。
4) O-リングのシール性能劣化
O-リングが物理的に破損するとそのシール性能は劣化する。O-リングの物理的破損要因としては、
経時劣化、放射線照射による劣化、はみ出し現象*1 等が考えられる。発生時期は不明であるが現地調査（添付 6.4.5）において貯蔵容器 O-リングに亀裂が観察されている。これらの劣化は比較的緩やかに（徐々に）シール性能劣化への影響を及ぼすものと考えられる。しかし、発生程度や時期などは環境条件等によって大きく異なり、その効果も不明である。
*1) シール対象とする部分からの圧力により O-リングが溝の隙間に噛み込んでしまう現象で、この現象が進行すると O-リングがむしれて破損する。

349

添付 7.2.1
放射性物質の摂取に至った原因の推定
本事象に係る作業員が放射性物質を摂取するに至った原因を推定するため、要因分析図（図 7.2-1 参照）で要因を分析するとともに、作業員に係る個別の要因に対しては、作業者の放射線状況を整理し（表7.2.1-1 参照）、調査及び検討を行った。表 7.2.1-2 に作業員ごとの放射性物質の摂取に至った推定原因
を示す。

350

351

E

D

C

B

A

作業員

防護具脱装後・頭部及び顔面汚染

破裂後・動き回らず、立った姿勢でいた。

防護具脱装後・頭部及び顔面汚染
・耳 25,000 cpm（81Bq/cm2） (α 線)

防護具脱装前・最大 100,000 cpm（322Bq/cm2）以上（α線、特殊作業衣)

破裂時・汚染源に最も近い場所、腹部に風圧を感じた。
・Pu 等ダストを直接浴び汚染した。

破裂後・動き回らず、立った姿勢でいた。

防護具脱装後・頭部及び顔面汚染
・耳 500 cpm (1.7Bq/cm2)
(α線)

破裂後
・電話等で室外と連絡・監視カメラの調整

防護具脱装前・最大1,800 cpm(5.8Bq/cm2) (α線、特殊作業衣)

防護具脱装前・最大1,000 cpm(3.3Bq/cm2) (α線、特殊
作業帽子)

破裂時
・汚染源から離れた場所・拡散した Pu 等ダストにより汚染した。

破裂時
・汚染源に近い場所、太ももに風圧を感じた。
・Pu 等ダストを直接浴び汚染した。

防護具脱装後・頭部及び顔面汚染
・耳 500 cpm(1.7Bq/cm2) (α線)

防護具脱装前・最大 3,000 cpm(9.7Bq/cm2) (α線、特殊
作業衣)

破裂時
・汚染源にやや近い場所、腹部に風圧を感じた・Pu 等ダストを直接浴びて汚染した。

破裂後・あまり動き回らず、立った姿勢でいた。

防護具脱装後・身体汚染なし。

破裂後・電話等で室外と連絡した。

汚染状況

防護具脱装前・最大 100 cpm(0.33Bq/cm2)(α線、特殊作業帽子)

室内での行動

破裂時・汚染源から離れた場所・拡散した Pu 等ダストにより汚染した。

24 Bq
（α線）

3 Bq
（α線）

13 Bq
（α線）

不検出

不検出

鼻スミヤ

防護具脱装及び除染の状況

作業員の放射線状況

・グリーンハウス 1 で半面マスクを交換、頭部及び顔面に汚染があった。
・グリーンハウス２を出て鼻スミヤ採取
・シャワー室で除染（ホース使用）

・グリーンハウス 1 で半面マスクを交換、頭部及び顔面に汚染があった。
・グリーンハウス２を出て鼻スミヤ採取
・シャワー室で除染（ホース使用）

・グリーンハウス 1 で半面マスクを交換、頭部及び顔面に汚染があった。
・グリーンハウス２を出て鼻スミヤ採取
・シャワー室で除染

・グリーンハウス 1 で半面マスクを交換、頭部及び顔面に汚染があった。
・グリーンハウス２を出て鼻スミヤ採取
・シャワー室で除染（途中からシャワーの流量が減少したためホース使用）

・グリーンハウス 1 で特殊作業衣を脱装してから半面マスクを外す。
・身体汚染がないため、身体除染なし。
・グリーンハウス２を出て鼻スミヤ採取

表 7.2.1-1
半面マスク

・伝声板付半面マスク使用
・マスクマンテストの経験あり。
・マスクマンテストを受けたマスク
ではなかった。
・しめひもは正常であった。

・伝声板付半面マスク使用
・マスクマンテストの経験あり。
・マスクマンテストを受けたマスク
使用
・しめひもは正常であった。

・伝声板付半面マスク使用
・マスクマンテストの経験なし。
・しめひもの伸縮性が弱まっていた。

・伝声板付半面マスク使用
・マスクマンテストの経験あり。
・マスクマンテストを受けたマスク
ではなかった。
・しめひもは正常であった。

・伝声板付半面マスク使用
・マスクマンテストの経験あり。
・マスクマンテストを受けたマスク
使用
・しめひもの伸縮性が弱まっていた。

半面マスクの汚染状況

交換後マスク・接顔部に高い汚染あり。

作業時マスク・放射性物質のろ過材透過はなかった。
・接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染あり。
・接顔部の左頬部及び顎部に高い汚染あり。
面体全体が広く汚染

交換後マスク・接顔部に顕著な汚染なし。

作業時マスク・放射性物質のろ過材透過はなかった。
・接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染あり。

交換後マスク・接顔部に顕著な汚染なし。

作業時マスク・放射性物質のろ過材透過はなかった。
・接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染あり。

交換後マスク・接顔部に顕著な汚染なし。

作業時マスク・放射性物質のろ過材透過はなかった。
・接顔部に汚染あり。

―

作業時マスク・作業中マスクに放射性物質の侵入の痕跡は認められない。

352
△

◎

（破裂に伴う密着性の低下）
・フードに近い場所にいて、風圧を感じ、飛散した Pu
等のダストを直接浴びている。作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。これらのことから、密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性がある。

（破裂に伴う密着性の低下）
・フード前の最も汚染源に近い場所にいて、風圧を感じ、飛散した Pu 等のダストを直接浴び、高い顔面汚染（25,000 cpm）がある。また、作業時の半面マス
クの面体下部の左顎部分に高い汚染がある。これらのことから、飛散した Pu 等の粒子がマスクに入り込
み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。

D

E

○

◎

（会話等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。これらのこと
から、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。

〇（会話等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話、電話等での室外との連絡を行っている。これらのことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
（発汗等による密着性の低下）
・作業中半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染がある。接顔部隙間から放射性物質の侵入の痕跡が認められる。発汗等を感じている。これらのことか
ら、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。

○（発汗等による密着性の低下）
・作業中半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に汚染がある。接顔部隙間から放射性物質の侵入の痕跡が認められる。発汗等を感じている。半面マスクの「しめひも」の伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。

（会話等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。半面マスクの○「しめひも」の伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。

○○（会話等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。これらのことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
（発汗等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。発汗等を感じている。これらのことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能
性が高い。

△

△

（発汗等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクに汚染は検出されなかった。しかしながら、発汗等を感じていた。
半面マスクの「しめひも」の伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、密着性が低下し、特殊作業衣等の体表面の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性がある。

（会話等による密着性の低下）
・作業時の半面マスクに汚染は検出されなかった。しかしながら、室内の会話に加えて、電話等による外部との連絡を行っており、作業時の半面マスクの「しめひも」の伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、密着性が低下し、特殊作業衣等の体表面の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性がある。

108 号室での放射性物質の摂取

内部被ばくに至った経路の推定結果（半面マスク交換時等の吸入摂取）・半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時には息を止めていた。しかしながら、交換後の半面マスク面体の接顔部に汚染がある。これらのことから、半面マスク
交換後に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。

（半面マスク交換時等の吸入摂取）・半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時には息を止めていた。しかしながら、交換後の半面マスク面体の接顔部に汚染がある。これらのことから、半面マスク
交換後に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。

（半面マスク交換時等の吸入摂取）・半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時には息を止めていた。しかしながら、交換後の半面マスク面体の接顔部に汚染がある。これらのことから、半面マスク
交換後に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。

（半面マスク交換時等の吸入摂取）・半面マスク交換時及び鼻スミヤ採取時には息を止めていた。しかしながら、交換後の半面マスク面体の接顔部に汚染がある。これらのことから、半面マスク
交換後に放射性物質を吸入摂取した可能性がある。

（半面マスク着脱時等の吸入摂取）
・脱装後の身体に汚染はなかった。このことから、半面マスク着脱時及び鼻スミ
ヤ採取時の放射性物質の吸入摂取の可能性は低い。

脱装及び除染時の放射性物質の摂取（発汗等による密着性の低下）
・作業中の半面マスク面体の接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染がある。
接顔部隙間から放射性物質の侵入の痕跡が認められる。発汗等を感じている。これらの ◎ことから、密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
〇：被ばくの経路として可能性が高いと評価したもの △：可能性があると評価したもの ×：可能性が低いと評価したもの ◎：〇のうち、線量限度との関係で最も重大な被ばくの経路と評価したもの

×

B

C

〇

（破裂に伴う密着性の低下）
・フードに近い場所にいて、飛散した Pu 等のダストを直接浴びている。破裂時に顔を背けた。作業時の半面マスクの接顔部に汚染がある。これらのことから、密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。

（破裂に伴う密着性の低下）
・作業員 B の後ろにいたため、飛散した Pu 等のダス
トを直接浴びていない。このことから、放射性物質の吸入摂取の可能性が低い。

×

A

樹脂製の袋の破裂時の放射性物質の摂取（破裂に伴う密着性の低下）
・フードから離れた場所におり、飛散した Pu 等のダス
トを直接浴びていない。このことから、放射性物質の吸入摂取の可能性が低い。

作業員

表 7.2.1-2

△

△

△

△

×

添付 8.1.1
事故の発生に影響したと推定される事項の事実関係
文書類の調査及び関係者への聞き取り調査を基に、事故の発生に影響したと考えられる事項について、事実関係を整理した。
(1) 燃料研究棟の管理体制（昭和 51 年から平成 29 年 4 月までの組織の変遷）
燃料研究棟は、昭和 49 年 2 月高速増殖炉用炭化物及び窒化物燃料の研究開発のために日本原子力研究所大洗研究所（当時）に建設された。
昭和 51 年、保安規定制定と併せ、保安に係る業務を行う大洗研究所管理部プルトニウム技術開発室を設置するとともに、炭窒化物燃料等の研究開発を所掌する東海研究所燃料工学部プルトニウム燃料研究室の室員をプルトニウム技術開発室の兼務とした。プルトニウム燃料研究室は、燃料研究棟における炭窒化物燃料等の物性研究を担当していた。プルトニウム技術開発室は、燃料研究棟の施設管理のほか、核燃料物質の管理として、実験済試料からの核燃料物質の分離、核燃料物質の保管、計量管理等を担当していた。
燃料研究棟を所管していた組織及びプルトニウム技術開発室に兼務者として駐在していたプルト
ニウム燃料研究室の組織の変遷を表 8.1.1-1 に示す。
(2) 貯蔵容器 No.1010 に核燃料物質を貯蔵した経緯①

貯蔵容器 No.1010 に核燃料物質を貯蔵し平成 29 年 6 月 6 日に蓋を開けるまでの当該貯蔵容器に関する経緯

・プルトニウム燃料研究室では、空気雰囲気のグローブボックスに設置された X 線回折装置で炭窒化物燃料等の格子定数の測定等を行っていたが、炭窒化物燃料等は、空気中で不安定であることから、当該試料を変質させることなく測定する必要があった。当時、安定した X 線回折測定試料を作製するため、不活性ガス雰囲気グローブボックス中で少量の粉末試料とエポキシ樹脂を混合し試料板にモールド（鋳造）する方法が考案された。この作製方法については、「α、γ放射線照射損傷に対して強いエポキシ樹脂で粉末状の燃料を被膜・結合することで空気中において変質しにくく、粉末粒子も飛散しにくい」と報告されている。プルトニウム燃料研究室では、炭窒化物燃料等だけでなく、酸化物燃料の X 線回折測定試料作製でもこの方法が標準的に適用され、多数の X 線回折測定試料の作製と実験を実施した。
・X 線回折測定済試料は、プルトニウム技術開発室が受け取り、必要な処理をして貯蔵することとなっていた。プルトニウム技術開発室では、エポキシ樹脂と核燃料物質を分離し、核燃料物質を安定化（酸化加熱処理）するため、昭和 55 年頃まで酸化加熱処理の試験を実施している。この目的は、炭窒化物燃料等の安定化処理と、実験済試料の減容等であった。
・その後、昭和 58 年 6 月から昭和 61 年 5 月にかけて本格的に X 線回折測定済試料の安定化・減容化を目的とする酸化加熱処理を実施した。昭和 62 年 3 月に X 線回折測定済試料のアルミ製の外枠からエポキシ樹脂部を打ち抜き除去して集約し酸化加熱処理に備えたが、その後は X 線回折測定済試料を酸化加熱処理した記録はない。当時、プルトニウム技術開発室では、冷温焼却法によるα焼却353

炉の開発（当該装置は昭和 62 年に施設検査合格）を進めており、プルトニウム技術開発室長 A（昭和 51 年度～平成元年度）は、炭窒化物燃料の酸化加熱処理を必要と認識していたが、当該α焼却炉で酸化加熱処理することを前提に従来の方法での酸化加熱処理を一時中断していたと推測される。一方、当時の室長代理（後任のプルトニウム技術開発室長 B (平成 2 年度～平成 7 年度)）は、
プルトニウム燃料研究室在籍時に、上記の X 線回折測定試料にエポキシ樹脂を活用することを考案した者であり、その技術報告の中で「空気中において変質しにくい」との考察から、エポキシ樹脂で固定した X 線回折測定試料の安定化処理は不要と考えていたと推測される。加えて、新設のα焼却炉は実績が少なくグローブボックスの火災につながるおそれがあると考え、その本格運用には消極的であった。α焼却炉は昭和 62 年の施設検査合格後もホットインすることなく、使用されることはなかった。また、昭和 61 年を最後に酸化加熱処理が行われていない背景として、上述の貯蔵容量の不足という課題に対し、当初 12 個であった貯蔵容器に 68 個の増設が行われ合計 80 個となり、その使用開始により、X 線回折測定済試料の減容処理が喫緊の課題ではなくなったことも背景にあると推察される。以上の経緯により、X 線回折測定済試料から打ち抜き除去したエポキシ樹脂
部は、酸化加熱処理されることなく蓄積し、グローブボックス内での保管が継続されたものと推測される。
・一方、X 線回折測定試料を作製し実験を行っていたプルトニウム燃料研究室の研究員は、「燃料研究棟で発生する X 線回折測定済試料のほとんどが炭窒化物燃料等であるため、貯蔵保管するものは核燃料物質を回収するために X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂部を外して焼却している」と考えていた。
・プルトニウム技術開発室は、昭和 59 年 9 月から同年 12 月にかけて、核燃料物質貯蔵容器点検作業を実施した。その際、塩化ビニル製の容器の損傷や樹脂製の袋と思われるものの劣化が散見されたことから、使用していた塩化ビニル製容器の金属製容器への交換や樹脂製の袋の交換を実施している。
・プルトニウム技術開発室長が A から B に交代となった後、平成 3 年 10 月にグローブボックス内で保管されていた X 線回折測定済試料が、酸化加熱処理されずにポリ容器に入れられ、樹脂製の袋（二重）に封入され、貯蔵容器 No.1010 に保管されたものと推測される。このとき、当時の放射線安全
取扱手引の「3.3.4 貯蔵」の項に貯蔵時の条件（全 4 項目）の一つとして「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」との記載はあったが、貯蔵に当たって当該条件に配慮した対応が検討された形跡は認められなかった。
・その後、X 線回折測定済試料を適切な処理を施すことなく長期間貯蔵することとなったが、調査の結果、平成 3 年の貯蔵開始から平成 29 年 6 月 6 日の事故発生までの間に、貯蔵容器 No.1010 が 1
回開放された記録が残っている。
・平成 7 年 8 月に定期 IAEA 査察の準備として、貯蔵容器（61 個）内の状況（内容器の材質、厚さ及び密封状態）確認を行った旨の記述が当時の月報にあった。確認結果に関する情報は記録されていないが、後述の開放となった点検・再梱包対応から推察すると、この開放の際に、一部の貯蔵容器の内容物で樹脂製の袋の変色等が確認されたものと考えられる。ただし、この時、貯蔵容器 No.1010を開封した明確な記録はなかった。
・平成 7 年 11 月の IAEA 査察対応において、貯蔵容器中の Pu 量の抜き打ちでの秤量要請があったが、秤量準備等の理由から即応できず、非破壊計量測定で代替されている。このときのプルトニウム技354

術開発室長 B は、次回は蓋を開けて秤量する必要があるため、貯蔵容器の内容物確認と、内容器の再梱包を計画したものと推察される。平成 8 年 5 月～7 月及び平成 9 年 2 月に後任の室長 C の下で、空容器を除く 64 個の貯蔵容器の内容物確認・再梱包が行われ、この時に貯蔵容器 No.1010 を開放した記録の存在が平成 29 年 7 月 14 日に確認された。この点検の結果、貯蔵容器 No.1010 は、内容物のポリ容器が損傷し、樹脂製の袋が膨張しているなどの異常が確認された。しかし、その点検作業の目的がポリ容器及び樹脂製の袋の交換（梱包更新）であったため、貯蔵方法は変更されず、異常発生の原因検討や容器の材質変更等の見直しは行われなかったと推測される。さらに、点検結果
は貯蔵容器ごとに表にまとめられたが、記録として保管されず、情報継承がなされなかった。
・その後、当該貯蔵容器 No.1010 は、平成 29 年 6 月 6 日まで蓋を開けられることはなかった。
以上の調査結果に基づき整理した酸化加熱処理の技術開発と核燃料物質（X 線回折測定済試料）の貯蔵に関する変遷を図 8.1.1-1 に示す。
②

Pu 貯蔵に係る安全情報の入手に関する経緯

・米国エネルギー省（DOE）は、所管する各施設において少なくとも 50％の Pu を含む金属並びに酸化物や Pu を含む物質を安全に長期貯蔵（最終処分まで）するための安定化処理に関する基本的な要件をまとめた DOE-STD レポートを 1994 年（平成 6 年）に刊行し、1996 年（平成 8 年）改訂版では対象を Pu 含有率 30％以上に拡大し、その後も改訂が続けられ、現在の最新版を 2012 年（平成 24年）に刊行している。
当該報告書には、金属又は合金状態の物質に関して、(a) 比表面積が 1 cm2/g 未満であること、(b)箔、切りくず、ワイヤーは梱包しないこと、(c) 腐食生成物（酸化物）、溶液、有機物を含まない
こと、酸化物に関して、(a) 少なくとも 950 ℃及び少なくとも 2 時間は加熱して安定化させること、(b) 含水率を測定し、梱包時には 0.5 wt％未満であること、(c) 塩化物を含む疑いのある酸化物は、
相対湿度 15％未満であることなどの要件が示されている。
・IAEA は、Pu の種類と量、その物質に関する潜在的な危険性、大量の Pu の取扱いや貯蔵に関連する
安全上考慮すべきことなどをまとめた IAEA Safety Report を 1998 年（平成 10 年）に刊行している。
当該報告書には、継続的に注意を払う必要があることとして、(a) 質量管理及び形状管理ができていること、(b) 長期間貯蔵（1 年以上）する場合、Pu は、酸化物（PuO2）、金属、安定した合金又は安定した化合物として、密封容器に保管すること、その際、真空や乾燥した不活性雰囲気のような
適切な雰囲気となっていること、(c) 貯蔵容器には有機物を含まないこと、(d) 継続的なモニタリ
ング、サーベランス、保守ができることなどの要件が示されている。
・しかし、これらの情報は、平成 3 年の当該貯蔵容器 No.1010 の貯蔵開始後のものであったこと、平成 8 年の貯蔵容器点検時も再梱包が目的であったことから、その後の燃料研究棟での貯蔵容器を用いた核燃料物質の貯蔵管理に反映されていなかった。
③

核燃料物質の不適切な管理に関する経緯
・原子力科学研究所の平成 28 年度第 3 四半期使用施設保安検査（平成 28 年 11 月 14 日～12 月 2 日）において、核燃料物質の不適切な管理に関する指摘を受け、11 月 29 日に安全・核セキュリティ統
括部から各拠点に核燃料物質の不適切な管理状況について調査指示が行われた。その後の核燃料サ355

イクル工学研究所の平成 28 年度第 3 四半期使用施設保安検査（平成 28 年 12 月 7 日～12 日）においても核燃料物質の不適切な管理に関する指摘を受けたことから、原子力機構内にて核燃料物質の不適切な管理に係る改善について検討を進めていた。
・その中で、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターは、「燃料技術開発課所
掌グローブボックス（プルトニウム燃料第一開発室（Pu-1）、プルトニウム燃料第二開発室（Pu-2））
内における核燃料物質の不適切な管理」に係る改善について資料を取りまとめ、平成 29 年 1 月 26
日に原子力規制庁と面談を行った。
・この資料は、核燃料物質の不適切な管理（長期間グローブボックスに保管していたこと）に関する改善計画をまとめたもので、この資料の中で「貯蔵庫における保管が好ましくないが、直ちに処理することができないアイテム（澱物と記録されたもの、樹脂製の袋の膨れにより戻されたもの）については状態の変化を監視することとし、既存のグローブボックスを貯蔵設備に転用して対象アイ
テムを監視しながら保管することが必要である」ことを説明した。
・この面談で提示した資料は、安全・核セキュリティ統括部から各拠点の関係者に電子メールで情報共有され、情報を受信した大洗研究開発センター安全管理部施設安全課長は、福島燃料材料試験部
関係者に電子メールで情報提供（メール転送）した。燃料試験課は、電子メールを受信し情報を入手したものの、面談結果の周知であり、本文に当該事項に関する記載がなかったため、添付された資料に記載された「樹脂製の袋の膨れ」について認識できなかった。
・その後、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターは、先の面談でグローブボ
ックスを貯蔵施設とすることについて追加説明を求められたことから、平成 29 年 2 月 9 日に原子力規制庁と面談を行った。この面談で提出した資料には、アイテム「6476」について、「樹脂製の袋の膨れのため貯蔵庫から戻されたもので、履歴不明のスクラップが含まれていることから、含有する有機物の放射線分解ガスによって樹脂製の袋の膨れが生じたことが考えられる」との記載があった。
・安全・核セキュリティ統括部は、当該資料に樹脂製の袋の膨れについての補足説明があるものの、その面談の趣旨が「グローブボックスを貯蔵設備に変更する」という観点での説明であったことから、各拠点の関係者への情報提供を行わなかった。
(3) 平成 29 年 6 月 6 日に貯蔵容器 No.1010 の蓋を開け破裂に至った経緯①

核燃料物質の不適切な管理の是正（計画段階）に関する経緯

・燃料試験課は、原子力科学研究所及びその後の核燃料サイクル工学研究所の核燃料物質の不適切な管理に関する保安検査での指摘（(2)③の経緯を参照）を受け、燃料研究棟の核燃料物質の状況を調査したところ、同様の状況であることを確認した。
・燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領の軽微異常報告書作成要領に基づき、平成 28 年 12 月 7 日に軽微異常報告書（グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理）を発行した。
・平成 28 年 12 月 12 日に大洗研究開発センターで開催された平成 28 年度第 34 回不適合管理分科会
において、不適合管理分科会登録票（グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理）が審議された。この際、不適合管理分科会において部内管理であるランク C の不適合事象と判断された。

356

・燃料試験課は、当該事象について不適合報告書（ランク C）を起案（平成 28 年 12 月 22 日部長承認）
するとともに、平成 29 年 1 月 11 日、AGS メモ（燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画）を発行し、改善方針、処理分類及び改善スケジュールを明確にした。この中で不適合の除去として、「グローブボックス及びフードに保管され不適切な管理状態にある核燃料物質について、処理（安定化）が不要なものは平成 29 年 6 月末を目途に処理し、処理（安定化）が必要なものは平成 29 年 12 月末を目途に処理し、貯蔵施設に貯蔵又は廃棄施設に廃棄する」こととした。
・平成 28 年 12 月 26 日の原子力規制庁との面談の結果、保安規定違反の疑義があるとの指摘を受けたことから、不適合報告書（ランク C）を策定していた当該事象について、燃料試験課長は、平成
29 年 1 月 12 日に所長の承認を必要とする不適合報告書（ランク B）を起案（平成 29 年 1 月 31 日
所長承認）した。
・燃料試験課は、前述した AGS メモ（燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画）及びその後発行した AGS メモ（燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画）に基づき、平成 28 年度は作業期間を平成 29 年 1 月 19 日～3 月 31 日（平成 29 年 1 月
17 日付け）、平成 29 年度は作業期間を平成 29 年 4 月 6 日～4 月 28 日（平成 29 年 4 月 5 日付け）、
平成 29 年 5 月 1 日～5 月 31 日（平成 29 年 4 月 24 日付け）及び平成 29 年 6 月 1 日～6 月 30 日（平成 29 年 5 月 24 日付け）として、それぞれ「放射線作業連絡票」を作成し、作業を実施した。
・本作業に当たり、グローブボックス等に存在する核燃料物質のうち使用していないものを全て貯蔵設備に収納するためには、既に貯蔵容器に貯蔵されている核燃料物質の整理・集番（取扱要素の再編成）によって貯蔵容器の空きを作る必要があった。貯蔵容器の開封・内部点検や核燃料物質の整
理・収納の作業場所については、使用変更許可申請書のフード（H-1）の使用目的及び使用方法に「貯蔵容器点検等の作業を行う」との記載があり、その作業には同使用許可変更の経緯から「密封線源等の処理として貯蔵容器等から核燃料物質を取り出す場合の汚染検査」が含まれることから、
フード（H-1）での作業を計画した。
・一方、燃料研究棟本体施設作業要領には、フードの安全作業などの一般的な事項は記述されているが、前項の貯蔵容器点検（フードで貯蔵容器の蓋を開放して内容物を確認すること）に加え、整理・集番によって貯蔵容器の空きを作る作業等の具体的な手順は明確になっていなかった。
・作業計画立案に当たり、1 回の作業又は 1 週間以内の連続作業の実効線量が 1 mSv を超える場合には、「放射線作業届」を作成する必要がある。燃料試験課では、平成 29 年 6 月の作業に伴う線量の検討として、事前の作業環境の放射線測定（5 月 11 日）の結果により、本作業で使用する各グロー
ブボックス及びフードは、表面線量率が 20 µSv/h 以下であると評価するとともに、平成 29 年 1 月
以前（不適合除去前）に実施した同種・類似の作業の実績・作業経験に基づき、当該作業の線量は0.1mSv 未満と評価した。このため「放射線作業届」は作成せず、「放射線作業連絡票」にて計画を起案した。
なお、不適合の除去に係る平成 29 年 1 月～5 月の作業でも、同様の理由で「放射線作業届」は作成せず、「放射線作業連絡票」にて計画起案し、作業を実施している。
・また、大洗研究開発センターでは、「日常的に反復・継続して行われることが少ないため作業員が習熟する機会が少ない作業」を「非定常作業」と定義し、その定義に該当する場合には「非定常作業計画書」を作成し、作業手順等を検討・確認していくこととしている。燃料試験課では、核燃料物質等の取扱作業は過去 5 年間に 6 回（直近は平成 28 年 3 月）実施していること、また、フード357

での貯蔵容器の取扱いは、核燃料物質の棚卸しとして年 1 回定期的に実施していることから、当該作業は「定常作業」であると判断し、「非定常作業計画書」は作成しなかった。また、平成 29 年 1月～5 月の同作業でも「非定常作業計画書」は作成せず、定常作業として計画起案し、作業を実施した。
なお、当該貯蔵容器の蓋を約 20 年間開けていなかったことについて、過去に蓋を開けたことがあるという認識はあったものの、当該期間開けていなかったという認識はなかった。
・燃料研究棟に存在する核燃料物質に関する情報については、別途、燃料研究棟の廃止措置に向けた協議（平成 28 年 9 月 26 日）の中でそれらの安定化処理について議論がなされたが、「貯蔵容器内の核燃料物質は安定化処理がなされているか、金属製の容器にアルゴンガスを封入し保管している」との前提で、安定化処理の対象は、貯蔵容器の内容物ではなく、グローブボックス内に保管されている核燃料物質のみとされた。また、燃料試験課では、その情報に加え、作業計画段階でニトロセルロースの劣化・変質による発火の危険性を懸念し、同種の材料が使われていないことを、現在勤務する実験実施者に確認していた。以上から、燃料試験課では、「貯蔵設備内の核燃料物質は必要な安定化処置が行われた上で貯蔵されており、その取扱上のリスクは、グローブボックス内の安定化処理が必要な核燃料物質に比べて低い」との認識（思い込み）を持った。
・また、燃料試験課では、一部の貯蔵容器が少なくとも数年以上点検されていなかったことから、材質劣化等による局所的な汚染の可能性については注意していたものの、通常の汚染検査等で対応可能なものとの認識にとどまり、樹脂製の袋が破裂して室内全域に核燃料物質が飛散するような大規模汚染は想定していなかった。
・以上の貯蔵容器の内容物に関する事前調査を踏まえ、今回の作業計画立案に当たり、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に定める一般安全チェックリストやリスクアセスメント等において、破裂・飛散等のリスクを「該当なし」と判断した。また、放射線作業に当たって、被ばく低減措置
として汚染検査や発見時の連絡、作業前 TBM による作業時間の短縮等に配慮するとともに、個人被ばく管理用機器として OSL バッジ装着と貯蔵室等での作業員のポケット線量計装着、防護装備として半面マスク装着、特殊作業衣等を基本装備とすることを計画した。このように、燃料試験課では、破裂・飛散による大規模汚染の事故を想定できず、その防護策について十分な検討はなされなかった。
・燃料試験課では、上記の計画を承認し、全 80 個の貯蔵容器のうち、事故発生前日までに 28 個の点検、空きスペースの整理等の作業を実施した。
②

核燃料物質の不適切な管理の是正（当日の作業）に関する経緯（樹脂製の袋が破裂するまで）
・平成 29 年 6 月 6 日に作業員 5 人は、前項①のとおり、放射線作業連絡票に従い、密封状態の核燃
料物質を取り扱う一般的な防護装備等を装着して作業に着手した。
・当日は、貯蔵容器 No.1007、1008、1010 のほか、これまでに確認した No.1009、1025 も確認した。

・作業員 E が、貯蔵容器 No.1010 の蓋を開ける作業に当たった。最初に貯蔵容器の 6 本のボルトを緩めた際に蓋が持ち上がってきた。さらに、4 本を対角線上に外した後、残りの 2 本のボルトを緩めた際に、貯蔵容器の内圧が抜ける音が「シュ」とした。作業員 E は、一般知識として、室温が比較的高いときに貯蔵容器の中から空気が抜けたのではないかと思い、蓋と貯蔵容器本体の隙間全周についてスミヤをとった。貯蔵容器に汚染がなかったことから、その内部の樹脂製の袋は破れていな
いと考え、作業を継続した。このとき、作業員 E は、樹脂製の袋の膨らみが破裂に至るほどの加圧

358

状態にあるとは思っていなかった。
・作業員 E が片手で蓋を持ちながら、残り 2 本のボルト（最後の 1 本）を外したと同時に樹脂製の袋が破裂した。
(4) 事故後、発災現場及び燃料研究棟から作業員を退出させた経緯① 作業員 5 名を 108 号室から退出させるまでに 3 時間を要したことに関する経緯
・6 月 6 日の 11 時 15 分頃に事故が発生し、発災場所にいた作業員は速やかに通報連絡を行い、その後、現場指揮所と連絡を取って事故の状況を伝えた。現地対策本部及び現場指揮所においては、発災場所の作業員との連絡により、負傷者がいないことなどを確認するとともに、作業員の足下の空間線量率が 70μSv/h 程度であったこと、108 号室内の Pu ダストモニタの値が空気中濃度限度の 10
分の 1 未満であり、事故発生直後は平常値であったこと、内部被ばく防護装備として半面マスクを着用していたことなどから、放射線安全取扱手引に定める「緊急避難時の目安」（実効線量 15mSv）
を超えるおそれはないと判断し、汚染拡大防止措置（グリーンハウス設置）を優先することとした。
・グリーンハウス設置の指示は 11 時 54 分頃、グリーンハウスの設置完了は 14 時 29 分頃であり、設置指示から設置完了までに約 2 時間半を要した。その前半は、①設置場所の検討及び汚染検査、②設置寸法の検討及びそれに合う資材選定の準備であり、約 1 時間を要した。グリーンハウスの資材
は、燃料研究棟の最寄りの照射燃料試験施設に共用資材として保管しているため、資材準備には車両への積み込み、積み下ろし及び運搬の時間も含まれる。後半の③グリーンハウス組立ては、現物合わせを行いながらであったが、1 時間 15 分程度であり、急ぐ必要がない通常の設営作業よりむしろ短時間で完了した。
・グリーンハウス設置完了後、14 時 30 分から作業員は速やかに 108 号室からの退出を開始しているが、事故発生（11 時 15 分頃）から最初の作業員退出開始までに約 3 時間の時間を要した。室内に居る間、作業員は、自身の移動による室内の汚染拡大を抑制するため、室内を退出するまで自身の立ち位置に待機していた。
②

作業員の防護具を脱装した時の経緯
・108 号室からは、作業員 A、B、C、D、E の順に退出した。作業員 A は、特殊作業衣及び帽子の汚染レベルは低く、これら脱装後に半面マスクを外し、退出を完了した。脱装後の頭部、顔面等の身体には汚染は検出されていなかった。
・作業員 B、作業員 C、作業員 D 及び作業員 E の 4 名は、グリーンハウス 1 で半面マスクを交換した
が、顔面の拭き取りや汚染を固定するなどの措置は行っていなかった。また、グリーンハウス 2 を出てから除染開始までの間に鼻スミヤを採取した。
・なお、交換後の半面マスク面体の顔面との接触部にも汚染が検出された。これは、7.2 の推定原因の調査において、会話、発汗等により半面マスクの密着性が低下し、吸入摂取に至った可能性が高いとしていることから、脱装前の時点で既に半面マスク内に汚染が存在していたためと思われる。

③

除染用シャワーが機能しなかったことに関する経緯

・燃料研究棟の除染用シャワーは、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施行規則
第 14 条の 7（使用施設の基準）の(5)に「汚染検査室を設けること」が定められており、当該汚染検査室に除染のための洗浄設備を設けている。当該設備の点検について、3 か月巡視点検として年4 回実施しており、このうち 2 回を大洗研究開発研究センター放射線障害予防規程に基づく定期自359

主検査結果として報告している。
・上水の減圧弁の水圧が安定せず水の出方が思わしくなかったが、主要な供給先である給湯室、トイレの手洗い等の使用に問題なかったことから、減圧弁を利用し続けた（燃料試験課員は、予備の減圧弁を準備していたが、故障するまでは交換しないと判断していた。
）。
・除染用シャワーの点検は、シャワーから水が出ることを確認するのみで、一定時間の使用に耐えられるかどうかの確認ではなかったため、減圧弁の不調による影響を確認することができなかった。
・除染用シャワーを用いた身体除染は、汚染が検出された 4 人の作業員に対して行われた。作業員はB、C、E、D の順番で除染用シャワー室に入り、一人で除染を行った。作業員 B は、最初の 1～2 分
間は除染用シャワーが使用できたが、その後使えなくなったため、除染の補助者が機械室（非管理区域）の工業用水口（ろ過水）にホースを接続して燃料研究棟の除染用シャワー室まで引き伸ばし、作業員一人でホースを持ちながら除染を行った。作業員 C は、除染用シャワーが回復したため、シ
ャワーを用いて除染することができた。作業員 E 及び D は、再び除染用シャワーが使えなくなった
ため、当該ホースを用いて一人で除染を行った。
・作業員の除染が終わる度に、除染用シャワー室にいた補助者や放射線管理第２課員によって身体の汚染検査が行われ、汚染が残存している場合は除染を繰り返した。
・作業員の身体汚染がほぼなくなった段階で、放射線管理第２課員が身体サーベイを行った結果、α、βとも検出下限値未満であることが確認され、作業員は燃料研究棟の管理区域を退出した。

360

表8.1.1-1
年月
昭和49年
昭和50年
昭和51年
昭和52年
昭和53年
昭和54年
昭和55年
昭和56年
昭和57年
昭和58年
昭和59年
昭和60年
昭和61年
昭和62年
昭和63年
平成元年
平成2年
平成3年
平成4年
平成5年
平成6年
平成7年
平成8年
平成9年
平成10年

2月
4月
10月
4月
10月
6月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

燃料研究棟で業務を実施していた組織の変遷（1/2）

燃料研究棟施設管理部署の変遷
燃料研究棟研究主体部署の変遷
燃料研究棟設置

大洗研究所管理部
プルトニウム技術開発室設置

東海研究所
燃料工学部
プルトニウム燃料研究室（S42.11.1～S63.3.31）

大洗研究所
管理部
プルトニウム技術開発室（S51.6.1～H17.9.30）

日
本
原
子
力
研
究
所
東海研究所
燃料・材料工学部
プルトニウム燃料研究室（S63.4.1～H5.3.31）

東海研究所
燃料研究部
ＴＲＵ燃料研究室（H5.4.1～H10.4.8）

4月

東海研究所
エネルギーシステム研究部
新型燃料燃焼研究室（H10.4.9～H11.3.3.1）

10月

361

表8.1.1-1
年月平成11年

燃料研究棟施設管理部署の変遷

平成16年
平成17年

4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

平成18年

4月

平成12年
平成13年
平成14年
平成15年

10月
平成19年
平成20年
平成21年
平成22年
平成23年

4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

平成24年

4月
10月

平成25年

4月
10月

平成26年

燃料研究棟で業務を実施していた組織の変遷（2/2）

4月

大洗研究所
管理部
プルトニウム技術開発室（S51.6.1～H17.9.30）

燃料研究棟研究主体部署の変遷

東海研究所
エネルギーシステム研究部
新型燃料燃焼研究グループ（H11.4.1～H17.9.30）

原子力機構発足
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
超ウラン元素燃料挙動評価研究
グループ
大洗研究開発センター（H17.10.1～H18.9.30）
1)
燃料材料試験部
燃料製造試験課（H17.10.1～H23.3.31）
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ（H18.10.1～H24.3.31）
大洗研究開発センター
2)
燃料材料試験部
燃料試験課（H23.4.1～H24.9.30）
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
大洗研究開発センター
3)
燃料高温科学研究グループ
福島燃料材料試験部（H24.4.1～H26.3.3.1）
燃料試験課(H24.10.1～H26.3.31)
原子力科学研究部門
原子力基礎工学研究センター
燃料・材料工学ユニット
燃料高温科学研究グループ（H26.4.1～H27.3.31）

4)福島研究開発部門
大洗研究開発センター
10月
福島燃料材料試験部
燃料試験課（H26.4.1～H28.3.31）
平成27年
4月
原子力科学研究部門
10月
原子力基礎工学研究センター
5)
平成28年
4月
高速炉研究開発部門
燃料・材料工学ディビジョン
10月
大洗研究開発センター
燃料高温科学研究グループ
平成29年
4月
福島燃料材料試験部（H27.4.1～現在）
燃料試験課（H28.4.1～現在）
1) 法人統合時、核燃料サイクル開発機構の組織であった燃料材料試験部へ移設
2) 燃料製造試験課廃止。既存の燃料試験課へ燃料研究棟施設管理業務を移設
3) 部名変更
4) 部門制への移行
5) 福島燃料材料試験部の他部門への移設

362

日
本
原
子
力
研
究
所

日
本
原
子
力
研
究
開
発
機
構

363

５．貯蔵容器の点検等

４．貯蔵容器No.1010へのX線回折用試料の封
入

57

59

室長A

60

昭和

61

63

元年

2

3

（ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ技術開発室）

62

4

室長B

5

6

7

室長C

8

10

室長D

9

13

15

室長F

14

・H7.11 秤量要請
→即応できず非破壊測定で代替（IAEA査察） ・H6.11 ﾊﾟｯｼﾌﾞ中性子法測定

18 19～22 23

課長H

課長J

24～26

課長K

27 28

29

★
・H29.6.6事故発生

・H29.1～6
核燃料物質の不適切な管理に伴う確認作
業

・H28.8 H8点検結果の共有

課長I▼原子力機構発足

17

室長G

16

酸化加熱処理の技術開発と核燃料物質（X線回折測定済試料）の貯蔵に関する変遷

・S59.11 貯蔵容器68個検査合格証（貯蔵容器12個から80個）

室長E

12

平成

・H8.5～H8.7 64容器内確認
23容器内再梱包（ﾋﾞﾆﾙﾊﾞｯｸ破損有）・H7.8 61容器内確認

・H3.10 貯蔵容器No.1010に封入

・H1.10 酸化加熱用のGBox群に移動

S63.6～H1.5コールド試験

11

・H8.10 Pu窒化物

S62.10 α有機性廃棄物焼却装置の施設検査合格証

・S59.9,11,12塩化ビニル製容器損傷（放射線損傷）→金属容器に緊急詰替え（技術開発）

・H2.5～H4.1

・S58.2X線回折用試料打抜き
定常的に酸化処理を実施(S58.6～61.5）
・S62.3 X線回折用試料約150個を打抜き酸化処理等に備えた（ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ燃料研究室）

58

図8.1.1-1

３．冷温焼却法によるα
焼却炉の技術開発（エポキシ樹脂の効果的な処理方法）２．Pu・U混合炭化物等の酸化加熱処理１．実験済核燃料物質（スクラップ）の酸化処理

歴代のﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ技術開発室長
・H17.10から燃料製造課
・H23.4から燃料試験課

項目【燃料研究棟】

年

添付9.1

平成 29 年 6 月 8 日
児玉

理事長指示
○大洗燃料研究棟での内部被ばくを踏まえて、全役員は配下職員全員に以下の事を本日中に周知・徹底すること① 安全最優先の再徹底
・ 核燃料物質の取扱う際に、安全確保がされていることを再確認すること
・ 同様の事故を発生させないため、核燃料物質を扱う類似の全作業を別途指示があるまで停止すること② 原子力の専門家集団としての社会的責任
・ 専門家としての自覚をもち、自らの行動が社会的責任を有することを再認識すること③ 危険予知活動の徹底
・ 潜在的なリスクを考え、リスク低減を図り行動することを徹底すること○また、「自らのマネジメントに改善すべき点はないか？」、「 ガバナンスが効いていない点はないか？」を至急再点検のこと○本件、機構の存続にも影響を及ぼす重大な、深刻な事態と認識して最優先項目として上記の対応をすること○具体的な作業にあたっては、各現場に下記を指示すること
・放射性物質を取り扱う自覚と緊張感を持つこと
・施設・設備、作業環境、作業手順を徹底的に点検した上で作業に入ること・管理者は上記ができていない作業は許可しないこと
以上364

添付 9.2
核燃料物質の貯蔵、取扱作業等に関する総点検の結果について
１．法令報告（第 2 報）の概要と調査結果の追加
大洗研究開発センターで発生した燃料研究棟における汚染について、現場復旧及び原因究明のための作業を続けているところであるが、類似事象の再発防止の観点から、現状で把握されている原因や管理上の問題点を踏まえ、機構全体における核燃料物質の貯蔵、取扱作業等の管理状況を再確認するため総点検を実施した。
法令報告（第 2 報）においては、機構の有する核燃料物質を貯蔵又は保管している容器（以下「貯蔵容器等」という。
）を対象に、Pu と有機物との混在等により、燃料研究棟で破裂した当該貯蔵容器と同様の可能性があるものを幅広く抽出し、概略は以下のとおりであった。
① 対象とする貯蔵容器等の総数は、13,878 個（大洗センターの燃料研究棟と照射燃料試験施設のものは含まない。
）② ①のうち、Pu を含む貯蔵容器等であって、有機物の混在又は樹脂製の袋や容器に封入されている
おそれがあり、貯蔵容器等内の点検が実施されていないもの（当該容器と同様の可能性があるもの）
は、349 個ただし、法令報告（第 2 報）の時点では、大洗研究開発センターの照射燃料試験施設及び燃料研究棟の貯蔵容器等については、燃料研究棟の現場復旧等の作業を優先するため、集計に含まれていなかった。
この 2 施設の貯蔵容器等を追加すると、総数は 14,770 個、燃料研究棟で破裂した当該貯蔵容器と同様の可能性があるものは 470 個となった。
２．抽出したもの（470 個）の保管状況等
燃料研究棟で破裂した当該貯蔵容器と同様の可能性があるものとして抽出した 470 個について、各々保管状況やガス発生等の観点で確認、評価し、以下のとおり整理した。
①

燃料研究棟にある同種の容器 45 個については、所定の貯蔵庫に識別して安全に保管されている。
これらについては、別途記録等を詳細に確認しており、原因究明の結果と再発防止対策を踏まえ、適切に対応していく。

②

燃料研究棟以外にある貯蔵容器等のうちセル又はグローブボックスで保管されている 290 個については、ガス発生のおそれや破裂のおそれ、破裂した場合の危険性の観点で確認、評価し、安全に保管されていることを確認した。

③

燃料研究棟以外にある貯蔵容器等のうち 99 個については、以下に示すように内容物及び管理状況を確認した。
i) ガス発生のおそれのないもの（核燃料物質と有機物が直接接触していない）が 19 個ii) ガスの発生を定期点検等で確認しているもの（貯蔵容器等が樹脂製の袋に封入等）が 41 個iii) 低 Pu 富化度のペレットでありガス発生のおそれは低いものが 39 個

④ 極少量（Pu 量；数十μg 以下）の Pu を含む標準溶液等（アンプルに入った市販品等）が 36 個
３．追加調査の実施
燃料研究棟の当該貯蔵容器の破裂の原因がα線によるエポキシ樹脂の放射線分解に伴うガスの発生であることから、α線の放出に着目して追加調査を行った。

365具体的には、原子力機構において取扱量が少量であることから総点検の対象としていなかった核燃料物質
以外のα線放出核種や U の同位体のうち比放射能が Pu と大差ない U-233 を含む貯蔵容器等について、ガス発生のおそれや破裂のおそれ、破裂した場合の危険性の観点で確認、評価し、現在の保管状況で安全に保管されていることを確認した。
４．まとめ
燃料研究棟にある同種の容器については、今回の事故が発生するまでに開封したものも含めて、別途記録等を詳細に確認しており、原因究明の結果と再発防止対策を踏まえ、適切に対応していく。また、その他の貯蔵容器等については、現在の保管状況で喫緊の対策を要するものはなかったが、核燃料物質の貯蔵又は保管に係る核燃料物質の管理の改善を図っていく。

366

添付 9.3
核燃料物質の取扱いに関する管理基準について
１．目的
大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故の発生原因を踏まえ、同様の事故の再発防止を期す
るとともに核燃料物質を安全に取り扱うため、基準にすべき具体的な事項について、機構共通の管理基準として「核燃料物質の取扱いに関する管理基準」を策定した。
機構の原子力施設において、核燃料物質を封入した樹脂製の袋や容器の破裂による汚染及び内部被ばくを防止することをはじめ、核燃料物質を安全に取り扱うことを目的とする。
２．概要
本管理基準では、本事故の対策を基に、機構共通の基準として主に以下の項目を規定した。
（１）核燃料物質の使用に関する事項（２）核燃料物質の貯蔵に関する事項（３）記録に関する事項（４）異常時に備えた措置（５）国内外の知見の反映による管理基準の見直し（６）管理基準等の教育
核燃料物質の使用、貯蔵に関する主な規定の内容は以下のとおりである。
・プルトニウムを貯蔵する場合には、有機物との混在を防止するため、安定化処理を行うこと。ただし、安定化することが使用の目的に影響を及ぼす場合であって、安全性が確認できる場合はこの限りではない。
・プルトニウムを貯蔵した容器の点検を行う際に、閉じ込めの境界を開封する場合及び閉じ込め境界の健全性が確認できない場合は、セル、グローブボックスその他の気密設備（以下「セル等」という。）で行うこと。
・内容物が明確に確認できない容器を開封する場合には、セル等で行うこと。
・核燃料物質を貯蔵する容器は、腐食等が発生しにくい材料が使用されていること。また、蓋が容易に開かず、核燃料物質が漏えい等により散逸して汚染の生じるおそれのない構造であること。
・容器ごとに核燃料物質の物理的・化学的性状、重量、安定化処理の実施状況等の情報が記録として保存されていること。

367

添付 9.4
身体汚染が発生した場合の措置に関するガイドラインの策定と拠点要領への反映について
１．目的
大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故を踏まえ、放射性物質等による身体汚染が発生した
場合の措置について、原子力機構共通の基本的な考え方及び留意点を示し、施設や放射性物質等の取扱いの状況等に応じた各拠点での管理要領等の参考に資することを目的とする。
２．概要
ガイドラインでは、本事故の対策を基に、原子力機構共通の基本的な考え方及び留意点として、主に以下の項目について示す。
（１）汚染エリアからの退出に関する事項（２）身体が汚染した者の除染に関する事項（３）身体汚染の測定に関する事項（４）平常時の措置（緊急用資機材の維持管理及び教育訓練）
身体汚染が発生した場合の措置に関し、ガイドラインで示す主な内容は以下のとおりである。
・基本原則（人命の尊重、内部被ばくの拡大防止、汚染拡大防止）を踏まえた対応について・汚染エリアからの退出について、汚染等の状況による内部被ばく及び汚染拡大の防止のための措置
・身体が汚染した者の除染について、除染開始前の準備、実施体制の確認、除染の手順等
・身体汚染の測定について、サーベイメータの測定方法、除染前後の測定、測定記録等
・呼吸保護具、身体除染キット等の緊急用資機材の維持管理等368

添付 9.5
大洗研究開発センターにおけるグリーンハウスの設置及び身体除染訓練の実施結果（概要）

１．訓練の目的
本訓練は、大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故を教訓として、緊急事態を想定したものである。身体汚染が発生した場合の救出方法の一つとして、グリーンハウス（以下「GH」という。）の設置及び身体除染の手法を向上し、迅速かつ的確に対応が図れることを目的として実施計画を定め、訓練を実施した。
２．訓練の概要及び実施時期（１）訓練対象施設の考え方
身体汚染が発生し、GH の設置が必要となる可能性のある施設について、以下の点を考慮しながら 3 つ（①優先して実施する施設、②早期に実施する施設及び③今後計画的に実施する施設）に区分して訓練を実施した。
・施設の重要度
・施設の事故時対応体制
・核燃料物質等の取扱量及び取扱方法（非密封の有無）
・施設の運転計画（２）実施時期
下記のとおり対象施設を区分して訓練を実施した。
①優先して実施する施設
対象施設 ：事故時の協力体制が構築できる組織単位（現場指揮所）での代表的な施設で、優先して訓練を実施すべき施設期日：平成 29 年 11 月 10 日（金）までに実施（保安検査官立会あり）②早期に実施する施設
対象施設 ：施設の管理体制を考慮し、施設管理部署単位（部課室等）での代表的な施設で、早期に訓練を実施すべき施設期日：平成 29 年 11 月 30 日（木）までに実施③今後計画的に実施する施設
対象施設 ：身体汚染の想定される施設で①及び②で実施しなかった全施設
期日：今後年度内を目途に計画的に実施（３）訓練対象施設の区分①優先して実施する施設：高速実験炉部

常陽（11/9）

高温工学試験研究炉部

HTTR（11/7、8）

材料試験炉部JMTR（11/9、13、17、20、21）

福島燃料材料試験部

燃料研究棟（11/7、8）

環境保全部

廃棄物管理施設（11/8）369

②早期に実施する施設：高速実験炉部
福島燃料材料試験部

JWTF（11/28）、IRAF（11/28）
FMF（11/30）、AGF（11/7）、
MMF・MMF－2（11/28）

環境保全部③今後計画的に実施する施設 ：材料試験炉部
環境保全部

WDF（11/28）
ホットラボ（11/13、21）
DCA（11/20）（４）訓練の着目点①GH の各部品を手順どおりに組立て、養生シートを取り付けるなどの一連の作業が確実かつ迅速に行えること。
②完成後の GH は汚染拡大防止の機能が十分に満足できるものであること。
③組立てに際しては、必要な人員により確実に可能な限り短時間で行われること。
④除染資機材（除染キット、除染用シャワー）の準備が迅速に行えること。
⑤身体除染について、汚染の拡大等を生じさせずに実施できること。
⑥GH の設置場所及びシャワーによる身体除染訓練は管理区域内で実施し、緊急時を想定した対応が行えること。
３．訓練の評価方法
施設管理統括者又は施設管理者が評価者となり、個人の力量、訓練の着目点に対する評価及び課題等の抽出を行った。
４．訓練の対象者
各施設の放射線業務従事者を対象として訓練を実施した。ただし、当該期間に実対応ができない放射線業務従事者に対しては、今年度末までに速やかに訓練を実施する。
５．訓練結果の概要
各施設においては、「２．訓練の概要及び実施時期（４）訓練の着目点」に基づき訓練を実施し、各着目点について良好に対応することができた。また、組立てに際しては、あらかじめ設置の目標時間を定めて実施した結果、一部の施設を除き、目標時間内に設置することができた。
なお、目標時間内に設置できなかった一部の施設についても、事前に十分な準備をすること
で時間短縮を見込めることが確認された。
６．今回の訓練における評価及び改善点
今回の訓練については、着目点に掲げた GH 設置に関する一連の作業及び除染資機材を用いた身体除染等について概ね良好に対応できたと評価する。ただし、計画段階や実施方法を含め、本訓練に関する改善すべき事項が見いだされたため、今後は以下のように対応する。
【GH 設置訓練について】◯安全管理部長の対応事項
・今回の GH 設置訓練は、要素的訓練であったことから、より実践に近い訓練実施計画とす370

るため、目的、着目点、報告内容等について、関係部署と十分なコミュニケーションを図った上で、平成 29 年度内に次年度の訓練実施計画を策定し、訓練を実施していく。
・今回の訓練実施計画に基づく訓練の結果を平成 29 年 12 月上旬までに取りまとめ、平成 30
年 2 月を目途にセンター内で報告会を開催し、各施設での訓練実施結果等を共有する。
・訓練の実施計画において、
平成 29 年度内に次の事項を反映した次年度の実施計画を作成し、訓練評価者の評価基準を明確にする。
 訓練評価者による評価に格差が生じないよう着目点に評価するための基準を設ける。
 施設内に複数の GH を設置する必要がある場合は、その全ての箇所での設置訓練を計画的に行う。
 施設の状況に応じて、複数段の GH の設置、保護具（半面マスク等）を着用した設置訓練を計画的に行う。
 訓練対象者を明確にする。
 設置訓練で見いだされた課題の改善状況を次回の設置訓練で確認する。
・汚染事故時の負傷者の症状に応じた対応がマニュアル化されていないことから、負傷者が発生した場合、その程度に応じた除染や搬出に関する基本的な考え方を平成 29 年度内に策定する。
・大洗研究開発センターとして訓練を実施するためのマニュアルが策定されていないため、訓練実施計画の作成や報告に関するマニュアルを平成 29 年度内に策定する。
◯訓練対象施設を所掌する部長の対応事項
・汚染事故を想定する実験室等で GH の設置の要否の評価結果が記録として残されていないことから、各施設において、汚染事故想定と GH 設置の必要性の評価結果を平成 29 年 12月末までに記録として残す。また、各施設の汚染事故に対して、複数個所での発生が想定される場合は、全ての箇所で GH 設置訓練を平成 29 年度内を目途に計画的に実施する。
・当該施設の放射線業務従事者の全員に GH の設置を体験させる訓練を平成 29 年度内に実施する。また、GH 設置訓練時の作業者の装備については、事故時対応を想定したもの（半面マスクの着用等）とし、GH が短時間で設置できるよう平成 30 年度から継続的に訓練を実施する。
・プルトニウムを取り扱う施設においては、実際の汚染を想定した複数段の GH 設置や GH
内での作業介助者の設定等を行う訓練の必要があるため、設備を整えた上で、複数段の GH設置訓練を平成 30 年度から計画的に実施する。
・GH 設置を必要とする箇所に対応した設備の準備が十分でなかったことから、施設内で GH設置が必要な場所に対応した資材（開口部の寸法等）を平成 29 年度内に整備する。
【身体除染訓練について】◯訓練対象施設を所掌する部長の対応事項
・顔面汚染時の除染訓練として、今回の燃料研究棟事故で明らかとなった半面マスク着用時の会話、発汗による半面マスク内部への汚染浸入を体感できる訓練や負傷を伴った除染訓練を
平成 30 年度から継続的に実施する。

371

◯安全管理部長の対応事項
・放射線管理第 2 課（以下「放管 2 課」という。
）において、α核種による汚染検査で十分な測定ができなかったことに対する改善が不十分で速やかに対応できていなかったことから、
放管員（放射線管理第 1 課（以下「放管 1 課」という。
）及び放管 2 課）を対象に、平成 29
年 12 月末までに、α核種による身体汚染の汚染検査訓練を実施する。また、平成 29 年 12月末までにα核種による汚染検査時の注意事項を放管員の訓練に反映するとともに、放射線管理マニュアルに定め、今後の教育訓練に反映する。
・身体除染に関する施設側への指導について、放管 1 課と放管 2 課とでその対応に差がある
ため、平成 29 年 12 月末までに放射線安全取扱手引（北地区）及び放射線安全取扱要領（南地区）での身体除染に関する内容を統一する。
７．今後の取組
今回の訓練で抽出された課題に対する対策及び改善事項を実施するとともに、次年度の訓練計画に反映して改善状況を確認し、PDCA を回して緊急時対応能力の向上を図っていく。
以上

372

参考資料

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会の報告書

平成 29 年 12 月

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会

01．はじめに国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）大洗研究開発センターにおいて発生した、燃料研究棟における汚染事故に関して、安全・核セキュリティ統括部長の下に根本原因分析チームを設置し、その分析した結果及びその結果に基づく必要な対策の提言について「燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書」（以下、「RCA 報告書」という。）をとりまとめた。
当初、当該事故に関連しない者で構成した分析チームであったが、背後要因を分析する過程において、メンバーの一部が所属する部署である安全・核セキュリティ統括部が、組織の要因を含む背後要因に関連する部署であることが明らかとなった。このため、理事長の下に、大洗研究開発センター燃料研
究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会（以下「評価委員会」という。）が設置された。
当評価委員会は、安全・核セキュリティ統括部が関連する分析箇所について再度分析するとともに、
RCA 報告書で示した組織的な要因や対策の提言について妥当であること、対策の提言を受けて大洗研
究開発センターや安全・核セキュリティ統括部が計画した是正処置計画が妥当であるかについて、客観的な視点から妥当性を評価したので報告を取りまとめた。
2． 評価委員会の実施体制
平成 29 年 6 月 6 日に大洗研究開発センター燃料研究棟において発生した汚染事故に関する根本原
因分析を実施するために安全・核セキュリティ統括部の下に設置した根本原因分析を担うチームが取りまとめた根本原因分析のうち、安全・核セキュリティ統括部における水平展開の問題について分析を行
うこと、また、根本原因分析結果及び策定した是正処置計画について、客観的な視点から妥当性を評価することを目的に、平成 29 年 12 月 4 日に「大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原
因分析等評価委員会の設置について」（理事長達：29（達）第 17 号）を制定した。
評価委員会は、当該事故の根本原因分析結果及び策定した是正処置計画をより 客観的な視点から分析及び妥当性を評価するため、当該事故に関連しない機構内職員及び機構外の専門家により構成した。以下に評価委員会体制を示す。
理事長
燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会

安全・核セキュリティ統括部長
燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チーム

大洗研究開発センター
品質保証推進委員会
原因分析チーム

評価委員会の位置付け及び実施体制

1

（評価委員会体制）
委員長

森下 喜嗣

原子炉廃止措置研究開発センター所長

委員長代理

林

高速増殖原型炉もんじゅ 所長代理

外部委員

本田 一明

直美

原子力安全推進協会 執行役員
安全システム本部 システム基盤部長

内部委員

和田

茂

芳中 一行

原子力科学研究所 研究炉加速器管理部 次長
核燃料サイクル工学研究所 再処理技術開発センター 技術部
品質保証課 技術主幹

3．評価の進め方
大洗研究開発センター燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会の設置計画について（平成 29 年 12 月 4 日）を踏まえ、評価委員会における評価の進め方を以下のとおりとした。
(1) 評価の視点
評価委員会は、根本原因分析結果及び是正処置計画について以下の事項を評価する。
① 根本原因分析の体制、調査方法、調査範囲の妥当性② 抽出された機構全体及び大洗の組織的要因の適切性③ 機構全体及び大洗研究開発センターの組織的要因に対する是正処置計画の妥当性④ その他、委員長が必要と認める事項(2) 指摘事項の反映結果の確認
評価委員会は、評価した結果、指摘事項について、根本原因分析結果及び是正処置計画に反映されていることを確認する。
4．実施結果4.1 評価委員会の開催実績
評価委員会を下記のとおり開催した。また、効率的に審議を進めるため、委員からのコメント及びその対応については、電子メール（E-MAIL）を活用した。
開催日

開催回数

内容

12/6

第1回

(1) 根本原因分析等評価委員会の設置計画について(2) 根本原因分析結果について(3) 安全・核セキュリティ統括部の水平展開の問題について

12/12

第2回

(1) 各委員からのコメント対応について(2) 根本原因（組織的要因）の見直しについて(3 )是正処置計画の策定状況について

12/15

第3回

(1) 各委員からのコメント対応について(2) 根本原因（組織的要因）の見直し(コメントを踏まえた修正案)について(3) 対策提言の評価について(4) 是正処置計画の策定状況(コメントを踏まえた修正案)について

12/18

第4回

(1) 指摘事項に対するコメント対応(2) 根本原因（組織的要因）の見直し(コメントを踏まえた修正案)について(3) 是正処置計画等の見直しについて(4) 評価委員会報告書について2

4.2 評価委員会での妥当性の確認結果（指摘事項及び対応）
評価委員会は、安全・核セキュリティ統括部が関連する水平展開の問題について再度分析した。
また、根本原因分析結果（根本的な原因と対策を含む）、要因分析図、整理表（対策の提言を含む）並
びに是正処置計画及びその工程表について、妥当性を確認するために根本原因分析のガイドラインを参考に確認の視点を整理したチェックシートを作成し、当該チェックシートに基づき分析結果及び是正処
置計画等の妥当性を確認し、修正すべき点を指摘した。その結果、修正した内容を確認し、根本原因分
析の報告書並びに是正処置計画及びその工程表について妥当であると評価した。
詳細な指摘事項に関する委員コメント対応シートを添付１に、妥当性評価の確認シートを添付２に示す。
以下に安全・核セキュリティ統括部における水平展開の問題に係る分析と主な指摘事項とその修正内
容を示す。
(1)

安全・核セキュリティ統括部における水平展開の問題に係る分析（直接要因 A-3-2 の分析）
安全・核セキュリティ統括部における水平展開の問題に関する事実関係（エビデンス）を確認し、以下のように分析した結果、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかったことが組織の要因であることを分析した。また、その対策として「IAEA 等の安全情報の活用を含め、原子力施設に関連する国内外の安全管理に有用な情報等を入手し、重要な情報が何か明示した上で互いにその情報を認識し合う等、関連拠点及び各部署と適切なコミュニケーションを図って情報共有する仕組みを充実すること」を提言した。
（分析の内容）直接要因 A-3-2：
燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリティ統括部から平成
29 年 1 月 26 日に「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった
この直接要因の背後に「安全・核セキュリティ統括部は、サイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、核燃料物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各拠点に配信する必要があったが、各拠点に共通する
重要な情報と認識できず、E メールによる「情報共有」の配信を行った」。また、「平成 29 年 2 月 9日に行われた追加の面談情報を各拠点に配信していなかった」ことを確認した。その背後に「安全・核セキュリティ統括部は、当該情報は追加説明の内容が、グローブボックスを貯蔵施設とする観点での説明であり、樹脂製の袋が膨れるものの取扱いや膨れた推定原因について重要な情報と認識できず、各拠点へ周知する留意事項として取り上げる意識を喚起できなかった」ことを確認した。
この組織の要因として、「情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発
センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者が気が付くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信
3

側が理解したことの確認をする必要があったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった」ものと分析した。
(2)

根本原因分析の報告書並びに是正処置計画及びその工程表に関する主な指摘事項① 根本原因分析の要因分析図について、分析過程を再度見直しすること（背後要因を分析する中で「なぜ⇔だから」の論理性が成立することを再度確認し修正すること）⇒「なぜ⇔だから」の論理性が成立する見直しが行われ、背後要因の適正化が図られたことを確認した。
② 特定した根本的な原因について、品質マネジメントシステム（QMS）の問題や組織のマネジメントに関する問題にまとめることができると思われることから更に深掘りして抽出すること⇒抽出された組織的な要因の背後にある３つの根本的な原因の深掘りが行われ、QMS やマネジメ
ントの問題が抽出され、さらに分かりやすい根本原因に見直しされたことを確認した。
（添付３ 根本的な原因分析結果（組織的な要因と根本的な原因）の整理 参照）


保安活動を改善する取組が十分でない

潜在的リスクに対して慎重さが十分でない

上級管理者の関与が十分でない③ 是正処置計画及びその工程表を確認し、是正処置計画について有効性の評価を実施して活動が適切であるかどうかを再確認すること⇒対策の提言の適切性を確認するための副作用を含む評価結果を確認した。また、是正処置計画
及びその工程表については、評価指標を明確にしたこと、今後、この工程表に沿って活動を展開
し、有効性の評価を実施して活動が適切であるかどうかを確認していくことを確認した。
コメントを踏まえ修正した根本原因分析の報告書を添付４に、並びに是正処置計画及びその工程表を添付５に示す。
以 上

4資料1-2-1、P11⑫
資材調達に手間取ったとありますが、常備しなくなったのはいつからですか？なぜ、常備しなくなったか確認していますか？

資料1-2-1、P19⑯
・燃料研究棟（事故当時・施設側）は、職員３名、派遣２名、年間請負５名（本体施設、付属施設
管理者が作業と実施していたとのことですが、電話帳上燃料試験課には55件登録・平成29年度 AGS業務実施体の施設管理３名、高経年化対応等現場以外の管理（ソフト関係）２名）の10名です。
されておりますが、燃料管理棟で作業する職員数はマネジャー、TL、課員の3名で制
その他、基礎工兼務者が9名です。
しょうか？

附属P3
予備の減圧弁を準備とありますが、上水の出方が悪くなった時期は何時からです ・平成24年頃に上水の出が悪くなったので減圧弁を予備品として購入していたことを確認してい ・一般契約請求票「減圧弁の購入か？なぜ速やかに交換することを検討しなかったのか確認していますか？添付資 る。
（平成24年11月）」
料-1（1/6）からは読めないようですので。

附属P2・創傷部に汚染がある場合には除染をあまり行わずに医療機関に送るという大洗南地区のマ
身体汚染がなくなるまで除染したような記載がありますが、緊急時には、2回程度
ニュアルに手順があります。なお、今回の除染では、創傷部は確認されておらず、作業員Eが約 事実関係の確認
除染して後は専門家（QST)に任せるように（過度の除染により傷などを付けるリス
20回程度行ったことを確認しています。
クを考慮）伺ったことがあります。確認することはできますでしょうか？

・核燃料物質が不適切な状態で管理されていたことについて、保安検査で指摘を受けるまで拠（1） 当初から、拠点の幹部、経営層が「試験用残材等があったこと」、「酸化処理点の幹部等は認識していませんでした。指摘を受けた後、規制庁から是正処置要請を受け、拠する／中止する」等をどのように認識していたか。保安検査で指摘を受ける前に点として是正処置計画を立案し、不適切な核燃料物質を貯蔵施設に移動する作業が行われて知っていたか。指摘を受けた後どのように関与したか。根本原因分析の中でそこ事実関係の確認います。
まで確認する必要がないとしているのであれば、その理由をどのように考えている
根本原因分析でも上記の事実関係を把握していますが、不適合管理が行われていることからか。
分析はしていません。

・破裂した貯蔵容器は定期的な点検も行われず21年間蓋を開けられてきませんでした。しかし、作業員は事前調査の情報から核燃料物質は安定化処理され安全であると思い込んでいまし（2） 「酸化処理をすれば安全である」等の「…すれば安全である」とインタビューでた。このため、平成29年2月以降の貯蔵容器の点検作業を過去から行われてきた定常作業とし記載されている箇所について、いったん安全と判断したことについて、現場の状態て計画し、長期間開けたことのない貯蔵容器の蓋を開ける作業を伴うこと及びそこに潜在的なリ 事実関係の確認の変化に対する意識が不足していないか。３Hをキーワードとして整理しているが、スクが含まれていることを認識していませんでした。
先行で作業計画を立て実施（いったん１５個程度を確認）した後、第２弾として作業
添付資料－２ 添付資料-2要因
計画を立てるような場合、その作業自体が久しぶりではなくなり、３Hに該当しない
このような背景から、分析では作業計画策定において３H作業という認識がなく潜在的リスクへ 分析図 参照
として判断されるようなことはないか。むしろ、「不明瞭なものである」と同時に「状の対応が考慮されていませんでした。その意味では、状況調査とその対応策の検討段階におい態の変化に対する意識」がキーワードのように思える。
て「状態の変化に対する意識」がなかったといえます。
状態の変化に対する認識を持たせるため、組織の要因に明記するようにします。

2

3

4

5

6

7

8

1

・グリーンハウスの骨組み、シート等の資材を指しますが、これらは従前より燃料研究棟では常事実関係の確認
備していませんでした。

事実関係の確認資料1-2-1、P16⑥
研究員が兼務者との記載がありますが、何をするために兼務としているのでしょう
・保安管理組織のもとに保安活動が行えるよう、研究員を兼務として発令しています。
か？核燃料物質の所有権としての位置づけなのでしょうか？添付資料-1(2)（12/17）GBの作業を実施しているようですが。

備 考（エビデンス）

事実関係の確認回 答

1

委員コメント

添付資料-1(2)（1/17）①時系列での2016/8/10、「核燃料容器形状を確認するため手順書を作成」とありますが、この手順書は品証上文書リスト（課長制定？）として登録されているので・手順書案は作成されましたが、制定はされていません。
しょうか？
②もし登録されており、本来使用すべき手順書にしたがっていない場合、文書管理の不備になるのではないでしょうか？

No.

添付１ 根本原因分析等評価委員会及びその後の委員コメントへの対応シート

回 答

備 考（エビデンス）

・ご指摘のように、平成16年4月にQMSを導入した以降、保安活動に必要な点検作業等の手順を明文化することが行われていませんでした。当時の背景を含め分析では、直接要因A-1-2の背後要因「当時は研究開発成果をレポートにすることを優先する等、現場の管理技術をマニュアルにする意識が希薄であった」とし、その組織の要因として「作業マニュアル等を制定、改訂する仕組みが機能していなかった」としました。

（3） 「規制関係要求事項を満たしていればよいと考え…」は、自ら現場の安全を追 ・ご指摘のように前例に倣う習慣があったものと考えます。
求していないように聞こえる。こういった場合、手順を整備することのみに終始する 計画作成時の直接要因A-3-1の背後要因に、「長期間開封していない貯蔵容器であることやような対策に偏ると「手順に従っていれば安全」のようにならないようにする必要が 内容物の情報がわかっていないことを考慮しない等、作業計画時に３Ｈ作業（非定常作業）であ 要因分析図（直接要因A-3-1）のあると思います。要求事項は何か、最新の情報はどうかを踏まえた上で、組織とし ると認識せず、課長承認である共通作業要領「燃料研究棟における作業計画区分」による定常 背後要因て改善意識を持つようなことが必要のような感じを受けます。同じようなキーワード 作業という前例にならった」及び「従前からの共通作業要領に従えばよいと考え、品質保証活動
で「以前からこうやっていたから問題ない…」があるかも知れません。
で求められている個別業務に係る作業計画が必要と考えなかった」を追記することにします。

委員コメント

実際の作業に対応しなかった理由については、インタビューにおいて、作業員Eは今回の作業
は貯蔵容器の空き具合を点検するものであり核燃料物質にふれないこと、詳細な計画を考えた
ときに頭の中で手順は明確になっており、難しい作業とは思わなかったと答えています。

2

・「シュッ」という異音だけでなく、作業員Eへのインタビューでは、貯蔵容器の蓋のボルト6本を緩めた際し、蓋を押さえていた手に蓋が浮き上がりを感じ、Oリングが（７mm程度上昇して）外れた（6） シュッという音を異常と認識できなかったことに関し、ガスの発生を想定しホーと証言がある。この蓋の浮き上がりを異常と認識できれば立ち止まることができたと分析してま
ルドポイント（中断点）を設けるべきとしているが、そもそも想定外のことにホールドす。
ポイントを設けることができたかどうかが疑問に思えます。現場作業の判断の中
添付資料－２ 添付資料-2要因
12
分析図 参照で、気温の変化？によるガスが抜けたと思ったこと／汚染検査で問題なしとして異また、インタビューにおいて、作業員Eは二重のPVCの一重目が破裂するとは想定できなかった
常だと思っていない。これを想定外だと思えるかどうか、異常だと思えるかどうかこと、また一重目が加圧（ガス圧）するようなことが想像できれば止めるとか、フードで作業しなが最後の立ち止まれるかが、最後のポイントだったような気がします。
かったと発言しています。それらを踏まえ、ホールドポイント（作業中断点）を設けることの他、貯蔵の条件（ガス圧に注意）の教育が必要と分析しました。

読み切れていないかも知れません。） 確認です。

・平成28年8月に作業員Eから、詳細な手順案へのコメント依頼が燃料試験課長及び燃料研究２
棟作業員にメール配信され、作業員Aからコメントが出ています。そのときは、未使用のPuO 粉（5） 先日の説明では、「輸送計画を立てるときに詳細な手順を検討した」としてい 末を東海Puに移管する輸送容器の許認可に反映するため、貯蔵容器の形状確認をする目的でました。その時の検討内容についての共有の状況はどうだったのでしょうか。その 計画されたものです。その時、作業員Eは原研時代にPVC交換を行って健全であったと認識しつ 添付資料―1（2）時系列1/17頁
11参照
とき対応できて、実際の作業では対応できなかった理由が気になります。（資料を つも、万一汚染が見つかった場合の対応を検討しています。

（4） 過去にさかのぼって時系列を整理するとき、問題点として整理する際に当時の判断の仕方、考え方と照らして、実際にそのような対応が取れたという整理になっているのでしょうか。例えば、QMSが導入されていないのに手順書を作るべきなど当時では対応が難しいようなことを問題としていないでしょうか。今でもそれが なお、燃料材料試験施設のQMSでは、「燃料材料試験施設における要領書（平成18年10月制10
事実関係の確認できてないのであれば挙げておいて対策を考えることに意味があるとは思います 定）」及び「文書及び記録の管理マニュアル（平成24年6月制定）」等によりQMS文書の管理が行が、むしろ、「当時の当該組織の文化としては報告書、レポートベースで共通認識 われています。
を持っていた。ところがQMS導入時にそのような観点が反映された手順へ落とし込 また、QMS導入時に手順に落とし込みことができなかったと推定することに関して、品質保証
計画書は制定されたものの、個々の下部規定はなく、平成17年10月の二法人統合の際、燃材むことができなかった。」というような状況とは違うのでしょうか。
部の要領に燃料研究棟の関連下部要領（作業要領等）を体系化したことを確認しました。しかし、作業手順を落とし込む計画は確認されません。

9No.

添付１ 根本原因分析等評価委員会及びその後の委員コメントへの対応シート

委員コメント

回 答

備 考（エビデンス）

3

作業マニュアルの仕組みが十分機能していないとあるが、品質目標で保安規定、・品質目標に掲げ、実施計画に沿って保安規定とＱＭＳ文書間の整合を確認しており、保安規
紐付けや記録が残っているかチェックすることを言われ、目標に入れて点検してい17
定とＱＭＳ文書間に不備は無かったと取りまとめている。
ると思う。その時の燃料研究棟の対応はどうであったのか。
しかしながら、QMSの観点から確認が不十分であると認識しています。
（第1回評価委員会議事禄から）

平成28年度 試験炉・使用施設の所長マネジメントレビュー結果の報告（10） 量研機構でどうして「汚染があるのではとの疑いを持てた」ということと、原子力機構でそれが実施できなかったことの差は何かが気になります。
・ その他確認された事項の直接要因C-1-1「汚染が残っていることに気が付かなった」として分
例えば、Am‐241の存在（γスペクトル）を考慮した放射線管理（汚染管理、被ばく 析しています。
添付資料―２要因分析図（その16 管理）が出来ていたか。或いはその必要がないとの判断であれば、その点を根本他確認された事項 直接要因C原因分析の中でどのように分析したか。放射線管理に係る手順整備の一言で済当日、放射線管理第2課では、作業員が管理区域から退室する際、α線、βγ線ともサーベイ 1-1）
ましてよいか。また、北地区と南地区の放射線管理のかかわり方についての情報 メータにて測定していることを確認しました。
共有や議論がなされていたかどうか。

なお、写真等で実際の状況は確認していません。

・直接要因A-3-2の背後要因に「わずかに膨らんだという内容であったため、」と記載しましたが、適切な表現ではありませんので、削除し、要因を 「各拠点に共通する重要な情報と認識で（9） 核サ研のビニルバッグ膨れに関する情報ですが、「わずかに」というキーワー
きず、Eメールによる「情報共有」の配信や平成29年2月9日の追加の面談情報を配信していな
添付資料―２要因分析図
15 ドが気になります。報告の中に状態を過少に評価しているような表現がなかった
かった」に見直します。
か、写真等で実際の状況は確認されていますでしょうか。

（8） グリーンハウスの設置（汚染拡大防止）を優先するか／被ばく防止を優先するかについて、顔面に汚染があると承知していたのなら、マスクの密着性の関係で隙間からの侵入をどのように考えていたか。ここを考えることができなかったことが・顔面等全身に汚染があることは作業員から現場指揮所に連絡があり、把握していました。一
問題に思えます。
判断のプロセスとして助言を受けた上で指揮者が判断したとのことだったかとは思 方、ダストモニタの指示値が上昇していなかったことから、樹脂製の袋の破裂により核燃料物質
広範な身体汚染が発生した場合が飛散したものの、空気中に浮遊せず沈降していると認識していた。
います。それ自体は適切だったかも知れませんが、いかがでしょうか。
の措置に関する検討計画書（安14 上記の保安規定との関係などが不明ですが、非常事態等への体制整備の観点か 分析では、前出のように直接要因B-1-1（汚染部位の拭きとり等）の背後要因として「緊急時対全・核セキュリティ統括部策定）
ら、手順を整備に加え、その判断基準が明確でない（整備されていなかった）こと 応の手順が明確になっていなかった」と分析している。
がポイントにあるような気がします。
この対策として、大洗に加え、広範な身体汚染を伴う場合の除染、身体汚染測定に関するガイ
また、実働において判断ミスを生じないようにどのような体制で対応すべきだった ドラインを作成するため、安核部にワーキンググループを設置しました。
か（安核部の関与を含めて）について考えなくてもよろしいのでしょうか。「拠点で対策を検討してください。」というスタンスでよろしいですか。

（7） 被ばく事故（トラブル）への対処について、大洗研究開発センターではどのよう ・事故対策規則に基づき、現地対策本部（所長）、現場指揮所（現場対応班 燃材部長）を立ち 事実関係の確認に取り扱っていたか。その「体制整備」は保安規定等に記載されているか。記載さ 上げ、非常時の措置として対応していることを確認しています。
13
分析では、直接要因B-1-1の背後要因として「身体汚染に関する応急処置が機能しなかった」 添付資料－２ 添付資料-2要因
れているとすれば、それと今回の事象との関係は。所幹部、経営層が関与できたや「緊急時対応の手順が明確になっていなかった」と分析しています。
分析図 参照かどうか。

No.

添付１ 根本原因分析等評価委員会及びその後の委員コメントへの対応シート

委員コメント

回 答

備 考（エビデンス）

核燃料物質の取扱い等に関する管理基準の作成について：計画書（安全・核セキュリティ統括部策
定）

4・３つの根本原因について、深掘りし(a)保安活動を改善する取組が十分でない、(b)潜在的リス
A-4-1、B-1-1
クに対して慎重さが十分でないを抽出するとともに、それが、機能していなかったことについて
本件は「根本的な原因」の「(3)安全確保に対する慎重さが十分でなかった」に分類「上級管理者の関与が十分でない」を抽出しました。
大洗汚染事故RCA（組織要因とされているが、これは「現場の組織の問題」と考える。
根本的な原因その１、その２）
時系列（12/17）2017/6/6 においても、下位者の作業への関与が見えない。上位
直接要因A-4-1の背後要因として「作業経験が十分あるのは自分であると考えプレイングマ
22
添付資料－３ 根本原因分析結者は監督者としての役割を果たす必要があり、そうしないと作業の実施段階でネージャーになってしまい、客観的な立場で判断できる状況になかった」の組織の要因A-4-1
果の整理表 参照
チェック機構が働かない。
「管理者として役割を果たせなかった」を「管理者として役割を果たる要員配置となっていなかっ提言中の「管理スパン」は横のことを指すのではないかと考えます。本件は上位者た」に見直します。その対策の提言として「管理スパンを考慮する等・・・適切な判断ができるよう（監督）、下位者（被監督）の関係が問題であり、表現は適切か再検討されたい。
な体制を構築すること」と関連付け、監督者の役割が重要であることが分かるようにします。

A-1-5、A-1-6、A-1-７
分析結果に「・・仕組みが明確になっていなかった」とし、対策の提言には「仕組み・現在もQMS文書では「業務に対する要求事項の明確化」等、JEAC要求事項の「7.1業務の計 組織の要因A-3-2の対策の提言を構築すること」となっている。本件は袋に詰めた時期のことを分析していると推察
21
画」に関する要領がありません。このような状況から、QMSの仕組みを見直し、整備する必要が で業務の計画作成要領等で明確するが、現在のＱＭＳに仕組みがあれば、対策は適切でないように感じる。提言あります。
にすることを記載(案)は「今回の事象に鑑み、さらにＱＭＳ当該条項をより確実に実行する。」等の表
現が良いのでは？

A-1-１、A-1-2
分析結果に「・・・ルール化すべきであったが、・・・」とあるが、今回も現在のＱＭＳ ・現在も核燃料物質の性状に関する記録をとることにはなっていません。したがって、保管してでは記録をとることなっていると推察するが、組織要因として、「ルール改正により いる核燃料物質の記録を作成することをルール化することを提言しています。
20 記録をとることが付加されたとき、重要事項はバックフィットすることもルール化する」ことが必要と感じる。すなわち、今回の場合であれば、過去に封入したもののなお、機構として核燃物質の取扱いに関する管理基準の検討を進めており、記録の管理を明
関係データ、履歴などを探し、“管理台帳化”をするような対応が必要ではなかった 確にします。
か？

・根本原因としてのまとめ方があまりに漠然としすぎていないでしょうか。
・要因分析を「なぜ⇔だから」が成立する見直しを行いました。
分析の結果にスキを作りたくないという気持ちもありますが、そのことによって言い その上で、３つの根本原因について、深掘りし(a)保安活動を改善する取組が十分でない、(b)潜在的リスクに対して慎重さが十分でないを抽出するとともに、それが、機能していなかったことに 大洗汚染事故RCA（組織要因とたいことが曖昧になっているように感じます。
19
根本的な原因その１、その２）・このため、ある程度、対象や問題点を特定もしくは限定して、「“・・・についついて「上級管理者の関与が十分でない」を抽出しました。
て、”・・・が不明確（十分でない）」のような表現にすべきではないかと感じます。

参考資料や（資料1-2-2）を見ると組織の要素を含む背後要因を整理しているのみの組織要因と言える。さらに、根本的な原因を３つに分けているが、まとめること
・要因分析を「なぜ⇔だから」が成立する見直しを行いました。
ができると思う。
その上で、３つの根本原因について、深掘りし(a)保安活動を改善する取組が十分でない、(b)潜
例えばルール化すべきものがないことや仕組みが不明確等が書かれているが、在的リスクに対して慎重さが十分でないを抽出するとともに、それが、機能していなかったことに 大洗汚染事故RCA（組織要因と18 類似なものがあるので括ってはどうか。
ついて「上級管理者の関与が十分でない」を抽出しました。
根本的な原因その１、その２）
その背後には管理職が業務のプロセスを明確にする点についてリーダーシップを発揮していないと言えないか。組織要因を並べて、全体としてリーダーシップの弱さを見ると対策の様なものが描けると思う。
（第1回評価委員会議事禄から）No.

添付１ 根本原因分析等評価委員会及びその後の委員コメントへの対応シート

委員コメント

回 答

組織の要因Ａ-4-1の対策の提言；「体制を構築」を「作業の管理体制を構築」とした方が対策が明確では。

・コメントを踏まえ、「切な判断ができるような作業の管理体制を構築すること」に修正します。

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表 参照

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表 参照5

要因1-75および要因1-78で「意識が希薄」としているが、その背後の要因1-76は「仕組みが不明確」としており、両者の整合がない。事実関係からは仕組みが十分
要因1-75および要因1-78について「留意事項として取り上げる意識を喚起できなかった」に修正
31 で添付資料―２要因分析図 参照
しました。
なかったことに依ることから、「意識を喚起できなかった」等と表現を改めたほうが良い。

根本原因のイメージの(ｂ)でリスクの感受性を高めるのはよいのですが、リスクの大洗汚染事故RCA（組織要因と見落としにより定常作業として行ってしまうようなこと、注意不十分となって事故に
29
根本的な原因その１、その２）参つながるような流になってしまっては十分とはいえません。リスクの見落としがない
照かについて、複数の目で確認することが必要ではないでしょうか。
根本原因のイメージ(b)の対策について「管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認する等、 潜在的リスクに対する確認を確実にする。」に修正しました。
大洗汚染事故RCA（組織要因と潜在的なリスクへの対応をより確実なものとするためラインで確認することはもち
30 ろんのこと、第三者的な立場で作業担当課とともに、妥当性の確認を行う等、組織
根本的な原因その１、その２）参的な対応が必要ではないか。
照根本原因のイメージの(a)で基準類の取り込みに関する部分が読みにくい。調査そ 根本原因のイメージ(a)の対策について「管理者は、核燃料物質の取り扱いについて最新の知 大洗汚染事故RCA（組織要因と28 のものの活動とその知見を自分たちが作成する要領や基準類に取り込めることが 見等が反映されているか、緊急時対応について作業手順等によって明確になっているか等、レ 根本的な原因その１、その２）参必要です。
照
ビューを確実に行う。」に修正しました。

組織の要因Ａ-3-6の分析結果では、「情報を提供する部署（安核部及び大洗Ｃ施 ・組織の要因Ａ-3-6の対策の提言となっている組織の要因A-2-2の提言を「原子力機構（安全・設安全課）は、・・・・」と記載され、両部署が対策の該当部署と読めますが、対策の 核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）は、IAEA等に派遣した専門家が添付資料－３ 根本原因分析結27 提言では、「原子力機構（安核部）は、」と記載されております。整合性がないよう 入手した情報の活用を含め、原子力施設に関連する国内外の安全管理に有用な情報等を入手
果の整理表 参照
な気がします。ご検討ください。
し、関連拠点及び各部署と適切なコミュニケーションを図って情報共有する仕組みを充実すること」に修正します。

26

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表 参照

備 考（エビデンス）

・コメントを踏まえ、「さらに、未受講者があった場合は、フォローして受講させること。これえらが 添付資料－３ 根本原因分析結確実に実施される仕組みを構築すること」を追加します。
果の整理表 参照

組織の要因Ａ-1-6の対策の提言；
２行目の「と」は、「は」の間違いか。（Ａ及びＢはorAはＢと？）・表現を「燃材部（燃料試験課）は、基礎工と連携し」に修正します。（敬称は略します。）
25「一体化に向け見直しすること」は、「一体化を検討、実施すること」とした方が良い また、「体制の一体化に向け検討し、実施すること」に修正します。
のでは。（安全への取り組みが中途半端にならないように。）

組織の要因Ａ-1-3の対策の提言；
さらに追加で、
24 「・未受講者があった場合は、フォローして、受講させる。
これらが着実に実施する仕組みを構築すること。」とした方が良いのでは。（未受講は不適合であるので、管理を着実にやる必要がある）

組織の要因Ａ-1-2、Ａ-1-4の対策の提言；
23 文章の結びを「・・・を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること」とし ・コメントを踏まえ、「手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること」に修正します。
た方が、良いのでは。（手順化までではなく、実行まで要求する。）

No.

添付１ 根本原因分析等評価委員会及びその後の委員コメントへの対応シート

評価内容（妥当性及び改善事項）

備 考（確認した事実及び関連するエビデンス）

・同上

・同上

1／4

・評価委員会報告書の添付4（燃料研究棟の汚染事（3）当該事象の直接分析結果に基づく、是正処置及び予防処置の内容が ・是正計画に基づく対策の具体化された是正処置計画及びその工程表により明確になっていることを確認 故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画）
明確になっていること。
した。
・評価委員会報告書の添付4（燃料研究棟の汚染に係る不適合 是正処置計画詳細工程表）（2）人的過誤の直接要因が明確にされていること。人的過誤の直接要因として、従事者の個人的な要因、作業固有の要因、物理的な環境要因、従事・同上者を取り巻く職場環境要因、作用に係る業務管理要因のうち、関係する直接要因が明確にされていること。

・根本原因分析に先立つ直接原因分析内容について、今回の事故に伴う直接原因が適切に分析し抽出されていることを、時系列、要因分析図及び報告書により確認した。
（1）当該不適合に係る業務の流れに沿って、系統・設備・機器の状況とそ
・時系列から過去貯蔵容器に核燃料物質が収納されなお、当初の要因分析について「なぜ～だから」の論理性の分析が一部不十分なところが見受けられたこの変化、個々の人の行動、人と人との役割関係、コミュニケーション及びそていた時期から現在に至るまで分析していること、イとから再確認を指示し、修正させた。その結果を再確認し妥当であることを確認した。
れらの問題点が論理的に記述されていること。
ンタビュー等でそれら状況を補完している。
また、修正結果について、JOFLの分類によって組織を含む背後要因が分類されていること、その分類が妥当であることを確認した。

4.2.3 根本原因分析に先立つ直接原因分析内容の確認に関すること。

・第1回評価委員会の参考資料1-3-3（分析チーム員
及び分析チーム員候補者リスト）
・第3回評価委員会の参考資料3-4（野村リーダーの
異動履歴）

・同上

・「不適合等の根本原因分析に係る手順」に従って、根本原因分析チームの設置計画により「安全に重大・第1回評価委員会の参考資料1-3-1（業務連絡書17な影響を与える事象」と位置づけ、根本原因分析の対象となる事象の抽出が適切に行われていることを確
安品（業）062601)
認した。

（4）根本原因分析を主導する者は、当該原子力施設の保安活動等の実務・「不適合等の根本原因分析に係る手順」に従って、ＲＣＡチーム員が教育及び実績があること及びリー経験を有する又は理解していること、及び根本原因分析に係る教育訓練を
ダーは過去に大洗使用施設の保安活動に従事し、施設を理解していることを確認した。
受けていること。

（3）根本原因分析及びその結果によって、分析を行った者（分析チーム要員）が処遇上の不利益を被ることがないよう保証されていること。

・根本原因分析チームの設置計画及び大洗研究開発センターへのＲＣＡチーム設置業連（連絡・協力依頼）（2）必要なデータに対するアクセス権限が与えられていること。又、経営層
・第1回評価委員会の参考資料1-3-1（業務連絡書17により、必要な情報へのアクセスが保証されていることを確認した。（実際に必要な情報を収集し、エビデン
や関連部門に対するインタビュー等の調査を実施できること。
安品（業）062601)
スとして確保していることを確認した。）（1）分析主体は、当該事象に直接関与した部門以外の要員で構成されていること。
・直接要因A-3-2の背後要因となる安核部に関連す・安全・核セキュリティ統括部における水平展開の問題については、直接かかわった事実関係は確認され（注）分析チームは、分析主体の要員と当該事象に関する情報を収集する
る水平展開の問題について、要因となる事実を具体ないものの、分析主体要員の所属部署が同じであることから評価委員会として、分析結果を検証した。
等の分析主体に該当しない要因から構成される分析主体に該当しない分的に記載することに加え、受信側が理解したことの確
その結果、分析した背後要因の構成（背後要因につながる流れ）についての整理や不備であったところを析チーム要員は、当該事象に直接関与した部門の要員（当該事象の当事認を行う等の適切なコミュニケーションを図るための明確にする等の見直しを行った。その上で、分析方法や組織の要因を含む背後要因並びに対策の提言に者を含む）から構成されていても構わない。しかし、重大な組織の問題が内仕組みが明確でないと、組織の要素を含む背後要因
ついて検証し、妥当であることを確認した。
在する可能性にのある事象やデータ改ざん等の故意に不正が行われた事を抽出した。
象に直接関与した部門以外の要員で構成されている必要がある。

4.2 活動計画の策定に関すること
4.2.1 分析主体の中立性に関すること

ガイドライン記載項目(1) 根本原因分析の体制、調査方法、調査範 4.2.2 根本原因分析の対象となる事象の抽出に関すること①安全に重大な影響を与える事象
囲の妥当性
例：安全に係る重大な事故、保安規定違反（違反1～3）、等②安全に重大な影響を与える事象以外の事象
例：類似性のある事象、頻発する事象、組織としての問題が潜伏している
可能性のある事象、等

評価の視点

添付２ 根本原因分析等評価委員会による妥当性評価の確認シート

評価内容（妥当性及び改善事項）

備 考（確認した事実及び関連するエビデンス）

4.3 事象の時系列整理に関すること
4.3.1 時系列の整理に用いられる情報とその結果の客観性に関すること

・第1回評価委員会の参考資料1-3-4（根本原因分析
・活動計画のほか、核燃料物質の貯蔵に係るIAEAやDOEのスタンダードに関する調査が行われていること チームの活動計画）
を関連資料等により確認した。この分析（A-2-1、A-3-2）については、国内外の情報の入手、取り入れにつ ・第3回評価委員会の参考資料3-3-1（海外の原子力（1）適切な原因分析の実施及び適切な是正処置並びに予防処置の立案にいて不十分だったことを分析し要因を抽出していること、その分析が妥当であることを確認した。（安核部の 研究機関等でのプルトニウム等の核燃料物質試料必要となる参考情報を入手することを目的として、必要応じ、当該事業者及水平展開の問題については、ガイドライン記載項目4.2.1(1)に関する評価委員会で再分析を実施）の保管等について）、参考資料3-3-2（IAEA、DOE、び国内外の類似の事象について調査が計画されていること。
また、当該海外情報やサイクル研における規制庁面談情報を適切に反映できなかったことについて、分 法令、規制庁内規、保安規定、要領等比較表（詳析していることも確認した。
細））、参考資料3-3-3 （核燃料物質の取扱いに関する管理基準（案））

4.2.4 国内外の類似事象の調査計画に関すること。

ガイドライン記載項目

2／4

・詳細な時系列の他、容易に把握できるよう主な問題を記載した時系列概要図を策定し、第三者がわかる
ように整理していることを確認した。
①事象や問題点の内容の中で、関与した組織・個人が匿名的に識別され、 ・時系列において、頂上事象、問題事象、直接要因が時系列上どこにつながるかを明記していること、関与取られた行動等の記述が具体的であること。但し、識別に対し特別な配慮 した組織、個人が匿名的に識別し、分析の中で明確になっていること、あるべき姿と実際に何が問題であっ ・同上たのかを記載していることを確認した。
が必要な場合を除く。
また、調査した事実関係（エビデンス及びインタビュー）のうち、要因に関連する事項を抽出して時系列上②問題点が明確にされ、その記述が具体的かつ可能な限り定量的であるに明記し、わかりやすくしていることを確認した。
こと。

（2）時系列整理結果が第三者に分かるように整理されていること。

(1) 根本原因分析の体制、調査方法、調査範・事故が発生した際の情報に加え、過去に当該貯蔵容器（№1010）に核燃料物質が封入された際の情報、 ・時系列から過去貯蔵容器に核燃料物質が収納され囲の妥当性（1）直接要因分析結果の情報に加え、根本原因分析のために必要なデー
燃研棟において、核燃料物質の取り扱いを始めた時期の情報等、根本原因分析に必要な情報（事実関係・ ていた時期から現在に至るまで分析していること、イ
タの収集及びインタビュー等の調査が行われていること。
エビデンスの収集、インタビュー等の実施）を調査し整理していることを報告書及び時系列により確認した。 ンタビュー等でそれら状況を補完している。

評価の視点

添付２ 根本原因分析等評価委員会による妥当性評価の確認シート

評価内容（妥当性及び改善事項）

備 考（確認した事実及び関連するエビデンス）

・該当しない。

・組織の要因において、ルールの整備等に関連して抽出された要因（組織の要因A-1-1、A-1-2、A-1-4、A-1-7、A-2-1、A-2-2、A-3-2、A-3-3、A-3-6、B-1-2、C-1-1、C-12）（5）「4.2.2」の②に該当する事象については、必要に応じ、様々な視点から事象、データ、調査結果等の横断的な分析が実施され、共通の要因が探 ・該当しない。
求されていること。

・組織の要因において、業務を変更する際の妥当性（4）必要に応じ、事象の発生あるいは人的過誤を防ぐために、障壁がなの確認の未実施、作業計画時の潜在的なリスクに気かったか、障壁が失われていたのか、障壁が機能していなかったのか分析 ・貯蔵容器の蓋を開ける際の潜在的なリスクに気付かなかったこと等について分析していることを確認した 付けなかったこと等、抽出された要因が行われること。
(組織の要因A-1-5、A-1-7、A-3-1、A-3-2、A-33、）（3）必要に応じ、当該事象発生前後の変化及び変更による差異の要因が分析されていること。

・作業手順をルール化する仕組みが十分でないことについて分析していること、また上記の深掘りにより（2）マネジメントシステムの不適切さを改善するのに必要な深さまで分析さ「(1)保安活動を改善する取組が十分でない」及び「(3)上級管理者の関与が十分でない」ことが挙げられたれていること。
ことを確認した。

4.4 組織要因の抽出結果に関すること
4.4.1 分析に用いられている方法の論理性に関すること（1）報告された事象に応じて、根本原因分析が組織要因とその因果関係の視点を考慮した体系的な分析となっていること。
例：
個別業務のプロセス、基本業務のプロセスに係るマネジメントシステムの ・JOFLの組織要因リストの組織要因と関係付け、業務プロセスのマネジメントシステムに関する中間管理 第4回評価委員会の資料4-4（根本的な原因分析結問題点に関する組織要因を抽出する。
要因を抽出していることを確認した。
果（組織的な要因と根本的な原因の整理）
また、事象の進展を防止できなかったかあるいは進展をかえって助長してしまった経営層の関与・影響を含む経営全体に関わるマネジメントシステム ・安全文化、組織風土に関する問題としても「安全確保に対する慎重さ（問いかける姿勢）が十分でない」と (1)保安活動を改善する取組が十分でないの問題点に関する組織要因を抽出する。
して分析していたが、マネジメントに係る分析が不足していると考えられることから深掘りを指示した。その (2)潜在的リスクに対して慎重さが十分でない
さらに、事象によっては、マネジメントシステムの基礎となる安全文化、組 結果、QMSに係る問題及びマネジメントに係る問題が深掘りされ、根本的な原因が抽出されたことを確認し (3)上級管理者の関与が十分でない織風土も問題点に関する組織要因を抽出する。
た。

ガイドライン記載項目

・大洗研究開発センターの原因分析と一緒に活動したことを報告書により確認した。

・時系列から過去貯蔵容器に核燃料物質が収納されていた時期から現在に至るまで分析していること、インタビュー等でそれら状況を補完している。

3／4

・要因分析において、頂上事象、問題事象、直接要因、組織の要素を含む背後要因の関係を明記していること、関与した組織、個人が匿名的に識別し、分析の中で明確になっていること、あるべき姿と何が問題であったのかを明確に記載していることを確認した。但し、 要因分析図について、「なぜ⇔だから」の論理性が成立することを再度確認し修正することを指示し、ＳＡＦＥＲ手法にのっとり、概ね見直しが行われたことを ・第4回評価委員会の資料4-5（燃料研究棟における確認した。
汚染に関する要因分析図 見直し案）①問題点が明確にされ、その記述が具体的でかつ可能な限り定量的であ
また、組織要因に対する対策の提言（根本原因分析結果の整理表）に関して、副作用がないのかＳＡＦＥ ・第4回評価委員会の資料4-6（根本原因分析結果のること。また問題点の内容の中で、関与した組織・個人が匿名的に識別さ Ｒのエラー対策の発想のガイドラインを参考に効果点を評価し、整理することを指示し、その結果を確認し 整理表 見直し案）
れ、取られた行動等の記述が具体的であること。但し識別に対し特別な配 た。
慮が必要な場合を除く。
・第4回評価委員会の資料4-4（根本的な原因分析結②問題点に対応した組織要因が明確にされ、その記述が具体的であるこ ・安全文化、組織風土に関する問題としても「安全確保に対する慎重さ（問いかける姿勢）が十分でない」と 果（組織的な要因と根本的な原因の整理）と。
して分析していたが、マネジメントに係る分析が不足していると考えられることから深掘りを指示した。その結果、QMSに係る問題及びマネジメントに係る問題が深掘りされ、根本的な原因が抽出されたことを確認した。

（3）原因分析の結果が第三者にわかるように整理されていること。

（2）直接要因分析結果、データ収集及び調査の結果が、根本原因分析において活用されていること。

・核燃料物質の貯蔵に係るIAEAやDOEのスタンダードに関する調査が行われていることを関連資料等により確認した。この分析（A-2-1、A-3-2）については、国内外の情報の入手、取り入れについて不十分だった（1）必要に応じ、当該事業者及び国内外の類似の事象についての調査がことを分析し要因を抽出していること、その分析が妥当であることを確認した。（安核部の水平展開の問題実施され、その結果が、必要に応じて原因分析及び処置立案に活用されて・4.2.4と同じについては、ガイドライン記載項目4.2.1(1)に関する評価委員会で再分析を実施）いること。
また、当該海外情報やサイクル研における規制庁面談情報を適切に反映できなかったことについて、分析していることを確認した。

（２） 抽出された機構全体及び大洗の組織的 4.4.2 分析に用いられる情報とその分析結果の客観性に関すること
要因の適切性評価の視点

添付２ 根本原因分析等評価委員会による妥当性評価の確認シート

（３） 機構全体及び大洗研究開発センターの組織的要因に対する是正処置計画の妥当性

評価の視点

評価内容（妥当性及び改善事項）

備 考（確認した事実及び関連するエビデンス）

4／4（6）是正処置及び予防処置の水平展開の必要性及び適用範囲が検討され ・報告書に記載はないが、機構内水平展開の状況（核燃料物質の管理基準、身体汚染測定等に関するガ・関係者からの口頭確認ていること。
イド策定、緊急時対応に係る改善）を確認した。

（5）是正処置及び予防処置の具体的な実施計画（体制、スケジュール、リ・計画された是正処置計画及びその工程表が組織（燃材部安全技術検討会、大洗品質保証推進委員会）
ソース、フォローの仕方、実効性の評価方法、優位順位等）が明確になってとして承認されることを確認した。
おり、関係職員に納得して受容され、かつ実行可能であること。

・関係者からの口頭確認

・同上（4）是正処置及び予防処置が及ぼすと考えられる副作用についての評価が行われていること。
・同上

・評価委員会報告書の添付4（燃料研究棟の汚染に係る不適合 是正処置計画詳細工程表）（3）是正処置及び予防処置の効果の評価が行われ、類似の直接要因のう ・是正処置計画及びその工程表については、評価指標を明確にしたこと、今後、この工程表に沿って活動
ちどの範囲まで防止できるか明確になっていること。
を展開し、有効性の評価を実施して活動が適切であるかどうかを確認していくことを確認した。

（2）必要に応じ、過去の是正処置及び予防処置の不適切さについて検討さ・今回の事故と直接関連する事項がなかったため、該当しない。
れていること。

・大洗研究開発センター及び安全・核セキュリティ統括部の是正処置計画及びその工程表がＲＣＡの対策の提言に基づき計画されていることを確認した。
・評価委員会報告書の添付4（燃料研究棟の汚染事（1）組織要因に対応した是正処置及び予防処置が策定されていること。な
なお、一部、対策の提言での改善事項と合致していない箇所が見受けられたこと、詳細工程表による有効 故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画）
お、処置を講じない場合には、その根拠が明確にされていること。
性確認の時期は対策の実施期間を考慮することをコメントし、そのコメントが改善されたことを確認した。
・評価委員会報告書の添付4（燃料研究棟の汚染に係る不適合 是正処置計画詳細工程表）

4.5 是正処置及び予防処置に関すること

ガイドライン記載項目

添付２ 根本原因分析等評価委員会による妥当性評価の確認シート

３．核燃料物質の貯蔵＊に関する技術基準等の明確化【３．核燃料物質の貯蔵＊に関する技術基準等の仕組みが構築されていない】

組織の要因⑧,⑨
組織の要因⑭,⑮

７．安全に対する感受性の向上
・潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高め、改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）
を行うこと
・施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行すること【７．潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた】（k）核燃料物質を安全に取扱い、貯蔵（保管）すること等に対する慎重さに欠けた・施設管理が適切にできるよう管理スパンを考慮する等、ラインとしてチェックや適切な判断ができる
ような体制を構築すること（m）異常な兆候や身体汚染を確認した場合のラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせなかった
組織の要因⑯, ⑰＊：既に管理している核燃料物質の種類及び数量に関する情報を除く、同梱包物の性状、使用履歴等。

８．管理者としてのマネジメントの徹底【８．自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった】組織の要因⑩,（⑦）
組織の要因⑬

・保安活動に関するルールを維持管理するため、文書レビューの視点、方法を手順化すること
・３Ｈ作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を作成するため、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にすること
・大洗研究開発センターは、身体除染を伴う事故を想定し、定期的な訓練や資機材の整備を含め、
緊急時対応の手順を明確すること
・身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順並びに放射線管理課員の役割を明確にすること（h）３H作業、作業手順、ホールドポイントの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった（i）広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった（j）汚染事故を想定した身体除染や脱装を行う手順並びに放射線管理課員の役割が明確になっていな
かった
組織の要因④,⑪, ⑫,⑱（l）過去の点検情報に関するコミュニケーションが不足していた

６．ルールの見直し・整備・原子力施設に関連する国内外での安全管理に有用な情報を入手し、関連拠点に情報共有する仕組みを充実すること

５．最新知見を反映する仕組み（予防処置）の充実

・大洗研究開発センターの毎年度の保安教育等の中で今回の事故の教訓や核燃料物質の貯蔵の条件の趣旨を理解させるための教育が継続して実施されていることを確認すること・また、受講者が教育内容を理解していることを確認すること

４．保安教育の充実【６．作業手順等をルール化する仕組みが十分でない】(3)安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でない【作業計画・作業時】（g）安全情報に関するコミュニケーションが不足していた（ｆ）海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みが不明確となっている【５．国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない】（e）放射線安全取扱手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されておらず、その確認が不十分であった組織の要因③【４．核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない】(2)原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でない【封入・保管管理】

組織の要因②（d）施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改訂する仕組みが機能していなかった組織の要因①,②,⑦

・保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取り扱いを行う上で必要な情報を管理基準等を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築すること
・核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための処理（作業方法）を明確にし、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を適切に制定、改訂する文書レビューの視点、方法を手順化すること・廃止措置する方向が決定している燃料研究棟の計画が安全かつ計画的に進めることができるよう、
施設保安に係る体制の一体化に向け見直しすること（c）核燃料物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されていなかった

２．施設保安に係る体制の見直し（b）安定化処理に関して研究員である兼務者の関与が希薄であり、安全確保・維持に係る施設保安の体制が一体化していない
組織の要因⑥

・保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、関係する研究者を含めて安全への影響等
を含め変更内容を会議体で審議し、業務プロセスの妥当性を確認する仕組みを構築すること

１．業務プロセスの妥当性確認の仕組みの構築

対策の提言【２．施設保安に係る体制が一体化していない】（a）安定化処理の変更について関係者で変更内容の妥当性を検討をしておらず、業務プロセスの妥当性確認の仕組みが明確になっていなかった組織の要因⑤【１．業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない】(1)業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確【封入時】組織的な要因添付３ 根本的な原因分析結果（組織的な要因）の整理（１）８．自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった

７．潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた

６．作業手順等をルール化する仕組みが十分でない（３）安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でない【作業計画・作業時】

５．国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない

４．核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない（２）原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でない【封入・保管管理】

３．核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない

２．施設保安に係る体制が一体化していない

１．業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない（１）業務に対する意思決定プロセスが不明確【封入時】・上級管理者（所長、部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、管理者に必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導する等、継続的改善が定着する環境をつくる。

長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク、並びに緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行うことが十分でない(c)上級管理者の関与が十分でない・管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認する等、 潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・管理者は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解したうえで、事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。

現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が十分ではなく、定常作業としてプルトニウム汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったこと等、誤った判断を避ける取組が十分でない(b) 潜在的リスクに対して慎重さが十分でない・管理者は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の取り扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応にかかる作業手順等によって明確になっているか等、レビューを確実に行う。
・部長は、複数の組織で共通する不適合や気づき事項を確実に再発防止や未然防止につなげる
仕組みを構築する（部レベルのCAPの実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。

核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組が十分でない(a)保安活動を改善する取組が十分でない

添付３ 根本的な原因分析結果（根本的な原因）の整理（２）８．自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった

７．潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた

６．作業手順等をルール化する仕組みが十分でない（３）安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でない【作業計画・作業時】

５．国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない

４．核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない（２）原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でない【封入・保管管理】

３．核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない

２．施設保安に係る体制が一体化していない

１．業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない（１）業務に対する意思決定プロセスが不明確
【封入時】

補足説明

・上級管理者（所長、部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、管理者に必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導する等、継続的改善が定着する環境をつくる。

長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク、並びに緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行うことが十分でない(c)上級管理者の関与が十分でない・管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認する等、 潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・管理者は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解したうえで、事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。

現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が十分ではなく、定常作業としてプルトニウム汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったこと等、誤った判断を避ける取組が十分でない(b) 潜在的リスクに対して慎重さが十分でない・管理者は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の取り扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応にかかる作業手順等によって明確になっているか等、レビューを確実に行う。
・部長は、複数の組織で共通する不適合や気づき事項を確実に再発防止や未然防止につなげる
仕組みを構築する（部レベルのCAPの実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。

核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組が十分でない(a)保安活動を改善する取組が十分でない

添付３ 根本的な原因分析結果（根本的な原因）の整理（２）添付４
改訂箇所に下線付き

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書

平成 29 年 10 月
改訂 平成 29 年 12 月

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チーム

目次

1．はじめに ···································································· 1
2．事象の概要 ··································································· 1
3．根本原因分析の実施体制························································ 3
3.1 分析対象事象の抽出及び分析チームの設置 ··································· 3
3.2 分析チーム体制··························································· 3
4．分析の進め方··································································· 4
4.1 分析・調査の方針·························································· 4
4.2 採用した分析手法························································· 4
5．事象の把握と問題点の整理······················································ 5
5.1 文書類の調査及び聞き取り調査（データ収集・調査） ························· 5
5.2 時系列の整理····························································· 5
5.3 分析対象とする頂上事象の選定 ············································· 14
5.4 組織要因の視点 ··························································· 15
6．分析の結果 ··································································· 16
6.1 燃料研究棟における汚染に関する分析 ······································· 16
6.2 組織の要因の検討 ························································· 26
6.3 分析結果に対する組織の要因とその対策の提言 ······························· 29
6.4対策の提言に対する効果及び対策後の残留リスク等の検討 ······················ 36
6.5組織要因の抽出·························································· 41

6.6根本的な原因の特定
7.

······················································ 45

根本原因分析のまとめ························································· 46

図 3-1 分析チームの組織上の位置付け ········································· 49
図 3-2 分析チーム等の体制 ··················································· 49
別添 3-1 分析チーム構成及び取組み ············································ 50
表 5-1 燃料研究棟で業務を実施していた組織の変遷 ····························· 51
図 5-1 酸化処理の技術開発と核燃料物質（X 線回折用試料）の貯蔵に関する変遷 ···· 53
添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列
添付資料－2 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図
添付資料－3 根本原因分析結果の整理表
附属 その他確認された問題事象の分析

1．はじめに国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。
）大洗研究開発センターにおいて、平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分頃、燃料研究棟分析室（以下「108 号室」という。
）フード（H-1）において、核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。
）の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入したビニルバック（以下「樹脂製の袋」という。
）が破裂した。108 号室内においてα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査を行った結果、5 名全員に汚染があることを確認した。汚染の拡大を防止するため、108 号室入口廊下側にグリーンハウスを設置し、14時 30 分に作業員の 108 号室からグリーンハウスへの退室を開始した。退室時のグリーンハ
ウス内における身体汚染検査の結果、5 名の特殊作業衣等に汚染（最大 322 Bq/cm2 以上（α線））を確認し、うち 4 名に皮膚の汚染を、うち 3 名から鼻腔内の汚染（最大 24 Bq（α線））を確認した。皮膚の汚染を伴う作業員は管理区域内にある除染用のシャワー室で除染を行い、検出限界以下であることを確認して管理区域から退域した。
本件について、大洗研究開発センター所長は平成 29 年 6 月 26 日に安全・核セキュリテ
ィ統括部長に不適合報告書（2017（AGS）001「燃料研究棟における汚染について」平成29 年 6 月 23 日）の連絡とともに、組織的要因の分析が必要であるため是正処置に関する要領（大洗 QAM-03）を準用し、原子炉施設で発生した事故故障及びこれに準ずる事象と同様の扱いとして根本原因分析の実施の依頼があった。
この不適合報告書及び分析依頼を踏まえ、安全・核セキュリティ統括部長は、「燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析チーム（以下「分析チーム」という。）（リーダー：
安全・核セキュリティ統括部上級技術主席・部長）を平成 29 年 6 月 26 日に設置した。
本報告書は、分析チームにおいて実施した根本原因分析の結果及びその結果に基づく必要な対策の提言について取りまとめたものである。
2．事象の概要(1) 事象発生に至る経緯
燃料研究棟では、平成 29 年 2 月に原子力規制庁から指摘事項として改善を求められたこと（平成 29 年 2 月 15 日「使用施設等における核燃料物質のグローブボックス等を用いた長期保管に係る保安検査における確認について」）等を受けて、核燃料物質の不適切な管理の改善に係る作業（使用中と称してグローブボックス等に一時的な保管状態にある核燃料物質を貯蔵施設に貯蔵し、廃棄施設に廃棄する作業）を実施していた。この改善作業の一環として、核燃料物質使用変更許可申請書に基づき、フード（H-1）
において貯蔵容器の点検等作業を行っていた。貯蔵容器には、樹脂製の袋で密封された容器が収納されている（樹脂製の袋の開封は行わない）。作業にあたっては、安全対策等を検討した放射線作業連絡票に基づく必要な防護具（特殊作業衣、特殊作業帽子、

1

綿手袋、二重のゴム手袋、半面マスク、靴カバー、RI 作業靴、フード内で作業を行う
ものは腕カバー）を装着していた。
(2) 発生時の状況
平成 29 年 6 月 6 日 11 時 15 分頃、燃料研究棟管理区域内の 108 号室のフード（H-1）
において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。108 号室内においてα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査を行った結果、作業員 5 名全員に汚染があることを確認した。
作業員からの聞き取り情報に基づくと、事象発生時の状況は以下のとおりである。
作業員 E（フード（H-1）での作業員）が、貯蔵容器の 6 本のボルトのうち、4 本を対角線上に外した後、残り 2 本のボルトを緩めた際に貯蔵容器内圧が抜ける音が「シュ」としたため、蓋と貯蔵容器本体のすき間について全周スミヤをとり、汚染なしを確認した。全周のスミヤで汚染がないことを確認できたため、作業員 E は引き続き作業を進めることを判断した。 作業員 E が片手で蓋を持ちながら、残り 2 本のボルトを外したと同時に樹脂製の袋が破裂した。蓋はその後、フード内に置いた。破裂の際、作業員 E の腹部に風圧を感じるとともに、他の作業員全員が破裂音を聞いた。半面マ
スク越しではあるが作業員 E は異臭がないことを確認した。また、作業員 E がゴム手
袋越しではあるが、貯蔵容器に触れたところ、温度上昇は認められなかった。
80 個の貯蔵容器のうち、事象発生までに 30 個の貯蔵容器についての点検等作業を実施し、31 個目の貯蔵容器の点検等作業時に本事象が発生した。
(3) 事象発生後の状況
事象発生後は、汚染の拡大を防止するため、108 号室入口廊下側にグリーンハウスを設置するとともに、108 号室から建家外への非常口扉に外側から目張りを実施した。
その後、作業員 5 名は、108 号室からグリーンハウスへ退室し、グリーンハウス内において身体汚染検査を受け、5 名の特殊作業衣等に汚染（最大 322 Bq/cm2 以上（α線））が確認され、慎重に半面マスクを交換した後、特殊作業衣等の脱装を実施した。また、作業員 5 名のうち 4 名に皮膚の汚染を、
うち 3 名から鼻腔内の汚染（最大 24 Bq（α線））が確認された。皮膚の汚染を伴う作業員 4 名は管理区域内にある除染用のシャワー室
で除染を行った。除染補助者による汚染検査の結果、汚染が検出された場合は除染補
助者の協力を得て除染を繰り返し、汚染が検出されなくなった時点で、放射線管理第 2
課員の身体サーベイによる最終確認検査を受け、検出限界（0.013 Bq/cm2(α線)）以下であることを確認して管理区域から退域した。
シャワー室における除染に先立ち、シャワーが使用できることを確認した後に除染2を開始したが、1 人目の除染開始後、1〜2 分経過して流量が減少した。ホースにより
燃料研究棟機械室から工業用水（ろ過水）をシャワー室に引き、水を用いた除染を再開した。
除染終了後、作業員 5 名を核燃料サイクル工学研究所へ搬送し、緊急に実施すべき医療処置（キレート剤：Ca-DTPA の投与等）の判断に資するため肺モニタ測定を行った結果、Pu-239 とAm-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bqと評価された。このため、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所（以下「量研 放医研」という。）の支援を受け、体内に取り込まれたPu等の体外排泄を促進させる目的でキレート剤を投与した。平成 29 年 6 月 7 日、作業員 5 名を量研

放医研に搬送し、体表面の再除染、肺モニタ測定等を含む医療処置を受けさせた。
3．根本原因分析の実施体制
3.1 分析対象事象の抽出及び分析チームの設置
安全・核セキュリティ統括部長は、大洗研究開発センターから受けた不適合報告を踏まえ、
燃料研究棟における汚染事故について、「QS-A05 不適合等の根本原因分析に係る手順」（安
全統括部（現安全・核セキュリティ統括部） 平成 19 年 12 月制定 平成 27 年 7 月改訂）
（以下「原子力機構の分析手順」という。）に従って、本件を「安全に重大な影響を与える事象」として抽出し、平成 29 年 6 月 26 日に分析チームを設置し、活動を行うこととした（図 3-1 参照）。安全・核セキュリティ統括部長は、燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析を実施するに当たり、分析チームの要員が処遇上の不利益を被らないよう、所属長に要請し活動を行うこととした。なお、分析対象の大洗研究開発センターには、本調査の重要性を認識し、調査に協力することを要請した（図 3-2 参照）。
3.2 分析チーム体制
安全・核セキュリティ統括部長は、原子力機構の分析手順に従い、根本原因分析の中立性を確保するため、分析チームのメンバーを人選した（別添 3-1 分析チーム構成及び取組み参照）

34．分析の進め方
4.1 分析・調査の方針
分析チームは、原子力機構の分析手順に従って、以下の対応を行った。
（1） 調査の方針・課題
本汚染事故に関して、大洗研究開発センターの不適合管理及び是正処置に関する情報等から組織としての問題が潜在していないかを調査・分析する。
調査では、関連する文書、記録等から、客観的な事実を収集するとともに、必要に応じて関係者からの聞き取り調査等を実施する。
また、分析結果から組織として問題（組織の要素を含む背後要因（以下「組織の要因」という。
）が認められた場合、それに対する是正事項（又は検討事項）について提言する。
（2） 調査すべき事項① 汚染発生を防止できなかった個別業務のプロセスに関わるマネジメントシステムの問題点に関する調査② 計画外被ばくを防止できなかった緊急時対応に関わるマネジメントの問題点に関する調査③ 安全文化、組織風土などの問題点に関する調査④ その他チームが必要とした調査事項（国内外での類似事象、他）
4.2 採用した分析手法
分析チームは、根本原因分析に当たり、旧原子力安全・保安院の「事業者の根本原因分析
実施内容を規制当局が評価するガイドライン」（以下「国のガイドライン」という。）のベースとなった「根本原因分析に対する国の要求事項」に示される「根本原因分析の実施に当たっては、分析主体の中立性、分析結果の客観性及び分析方法の論理性が確保されることを確実にすること」等を基本として、また、民間規格の「原子力発電所における安全のための品
質保証規程（JEAC4111-2009）の適用指針－原子力発電所の運転段階－」（JEAG4121-2009）
付属書-2「根本原因分析に関する要求事項」の適用指針に適合するよう努めた。
また、事象に対する時系列の分析を行い、見出された問題点に関して、背後要因を SAFER（Systematic Approach For Error Reduction）の方法を用いて分析した。この過程で、関連する文書類の確認、事実関係の調査を実施した。
SAFER の方法による分析では、頂上事象を起点として、今まで調査した事実に基づき、
何故その事象が発生したのかを辿っていき、背後要因の連鎖構造を明確にするが、その中に時系列の分析で見出された問題点が全て入っていること、また、それらの背後要因が含まれていることが必要である。単に問題点から出発するのではなく、頂上事象から出発して漏れなく事象の背後要因全体を明確にすることが SAFER の方法である。
さらに、抽出された背後要因の中で、マネジメントの観点から何が大きな要因なのかを究明し、最終的に直接要因の背後にある組織の要因を取り除くために有効な対策について検討

4

する。
5．事象の把握と問題点の整理
5.1 文書類の調査及び聞き取り調査（データ収集・調査）
本汚染事故に関して、当該貯蔵容器に核燃料物質が含まれる実験済エックス線回折用試料を保管した平成 3 年当時の状況及び貯蔵容器の点検等作業を実施するに至った「核燃料物質の不適切な管理」、作業計画策定時の状況及び作業中に貯蔵容器内の樹脂製の袋が破裂しその後、作業員が作業を実施した 108 室から退出するまでの経緯について調査した。なお、
除染用シャワーの使用状況に関する経緯も調査した。
文書類の調査については、「大洗研究開発センター（北地区）核燃料物質使用施設等保安規定」、「燃料研究棟使用手引」、「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」、「非定常作業の安全管理要領」のほか、関連した文書、記録等について調査した。
また、関係者に対して聞き取り調査を行った。なお、本報告書には、関係者の個人名は伏せ、組織要因を明らかにするために組織名及び役職名を示した。
5.2 時系列の整理
5. 1 項による文書類の調査及び関係者への聞き取り調査を基に、汚染事故を発生させた状況を整理した（添付資料－1「燃料研究棟における汚染に関する時系列」 参照）。
この時系列は、各時期に行われた業務の流れに沿って、業務に携わった当時の関係者（組織、担当室長、担当課長及び担当者等）が、各業務にどの様に関わったか、当時どう考えたかの事実関係を整理した。また、この時系列の中で今回の事故に関連すると考えられる問題
点を抽出し、この問題点を 6.1 項の要因分析に反映した。
（1） 燃料研究棟の管理体制（燃料研究棟設置時から平成 29 年 4 月までの組織変遷）
燃料研究棟は、昭和 49 年 2 月高速増殖炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料（以下「ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等」という。
）の研究開発のために日本原子力研究所大洗研究所（当時）に建設された。
建設以降しばらくは東海研究所燃料工学部プルトニウム燃料研究室（大洗駐在）が本体施設を管理していたが、施設における研究及び管理を充実するために大洗研究所
管理部にプルトニウム技術開発室を設置して以下のような業務を行うこととした。
・ プルトニウム燃料取扱設備の運転、保守及び技術開発に関すること・ プルトニウムの管理技術の開発に関すること
また、東海研究所燃料工学部プルトニウム燃料研究室の研究者は、大洗研究所管理部プルトニウム技術開発室に兼務して研究業務を行っていた。
表 5-1 に燃料研究棟業務を実施していた組織の変遷を示す。

5

（2） 貯蔵容器 No.1010 に核燃料物質を貯蔵・保管した経緯① 貯蔵容器 No.1010 に核燃料物質を貯蔵し平成 29 年 6 月 6 日に蓋を開けるまでの当該貯蔵容器に関する経緯
・ 燃料研究棟は、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等の高燃焼度を模擬した
燃料等について相の同定を行うために格子定数の測定を行うエックス線回折装置があり、グローブボックス内に設置していた。
・ ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等は、空気中できわめて不安定であることから、アルゴンガス等の不活性ガス雰囲気で取扱わなければならないため、実験済試料は酸化還元炉で加熱し酸化処理により安定化させていた。一方、空気雰囲気のグローブボックスに設置したエックス線回折装置で測定するためには、当該試料を変質させることなく測定する必要があった。当時、安定した測定用試料を作成するため、不活性ガス雰囲気グローブボックス中で粉末試料の少量とエポキシ系樹脂を混合し、エックス線試料板（アルミのフレーム）にモールドすることにより、空気中でも安定している測定用試料が作成できることから当該作成方法を採用し測定を実施した。
・ 当時は、核燃料物質の貯蔵容器が 12 個しかなく、エックス線試料板にモールドされた核燃料物質をそのまま保管することは容量的に困難になることが予想された。このことから、エックス線試料板からエポキシ系樹脂の部分を打ち抜き、さらに減容及び核燃料物質を回収することを進めていた。
・ その後、昭和 58 年 11 月から昭和 61 年 5 月にかけて酸化還元炉を用いて実験
済エックス線回折用試料の酸化処理を実施した。昭和 62 年 3 月に試験済エッ
クス線回折用試料をエックス線試料板から打ち抜き分離し酸化処理に備えたが、エックス線回折用試料を酸化処理した記録はなかった。一方、当時、冷温焼却法によるα焼却炉の開発を進めていたことが確認されている（当該装置は昭和62 年 10 月に当該装置の施設検査の合格を受理）。当時のプルトニウム技術開発
室長 A は、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等は、空気中できわめて不安定であることから酸化処理する必要があるが、新たに開発した装置を使って酸化処理すればよい、と考えていたことから、エックス線回折用試料の従来の方法での酸化処理を一時中断していたと推測される。室長Ａは、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残す手順やウラン・プルトニウム混合炭
化物燃料等の酸化処理の手順を定めておらず、作業手順として明確にしていなかった。一方、当時の室長代理（後任のプルトニウム技術開発室長 B）は、当
該装置は特殊でグローブボックスの火災につながる恐れがあることから、当該装置の本格運用には消極的であった。その後、室長 A から引き継いだ後任の室長 B は当該装置をホットインすることなく使用しなかった。なお、室長 B は、先にも述べたエックス線回折用試料にエポキシ樹脂を活用することを考案した

6

者であり、粉末粒子がα、γ放射線照射損傷に対して強いエポキシ系樹脂で被覆・結合されているので空気中においても変質し難くしかも試料の脱落・飛散がないことを JAERI-M 8718「U-Pu 混合炭化物の X 線回折用試料の作成法」（1980 年 3 月）に報告している。以上から、室長 B は打ち抜き分離した実験
済エックス線回折用試料を酸化処理せず打ち抜き分離した状態で保管を継続したと推測される。また、室長 B はこのことを燃料研究棟内の研究者等を含めた関係者間で検討していなかったと推測される。また、その記録を残してなかった。
・ 一方、日本原子力研究所東海研究所所属のプルトニウム燃料研究室の研究員は、
燃料研究棟で発生する実験済エックス線回折用試料のほとんどがウラン・プル
トニウム混合炭化物燃料等であるため、貯蔵保管するものは核燃料物質をエッ
クス線回折用試料のマウントからエポキシ系樹脂で固めた部分を外して酸化処理しているものと考えていた。
このことは、
JAERImemo 等にも記載しており、誤った情報が引き継がれていたと考えられる。
・ 昭和 59 年 9 月から 12 月にかけて、プルトニウム技術開発室は、核燃料物質試料容器詰替作業を実施した。この際、塩化ビニル製の容器の損傷や樹脂製の袋と思われるものの劣化が散見されたことから使用していた容器を塩化ビニル製
から金属製への交換や樹脂製の袋の交換を実施した。
・ 当時、燃料研究棟の貯蔵容器は 12 個であり、貯蔵容器の不足が予想されたことから、貯蔵容器の増設を検討し、昭和 59 年 10 月に 68 個の貯蔵容器の製作を終了した（合計 80 個）。
・ 平成 3 年 10 月に貯蔵容器 No.1010 に実験済エックス線回折用試料を封入する
際、上記の理由から当該実験済試料を酸化還元炉で酸化処理せず、ポリ容器に入れ樹脂製の袋（2 重）に封入したと推測される。このとき、当時の放射線安全取扱手引の 3.3.4 貯蔵の条件(4)に「放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」との記載はあったが、当時のプルトニウム燃料研究室研究員及びプル
トニウム技術開発室の一部の関係者に確認したが、この記載があることを認識している者はいなかった。
・ 平成 7 年 8 月に IAEA 査察（パッシブ中性子法による容器内プルトニウムの非破壊計量検査等）の準備として、プルトニウム技術開発室は、核燃料物質貯蔵
容器（61 本）内の状況確認（内容器の材質、厚さ及び密封状態等）を行っている。このことから、当時、貯蔵容器を蓋を開け内容物を確認した際、樹脂製の袋の変色を確認していたと推測される。その後、平成 7 年 11 月 16 日に IAEAの査察が実施された。その際、予告なしに貯蔵容器中のプルトニウム量の秤量をしたい旨の申し入れがあったが、秤量には準備等が必要であり直ちに対応できなかったことから、非破壊計量測定が抜き取りにより実施された。

7

・ プルトニウム技術開発室では、平成 8 年 5 月～7 月、平成 9 年 2 月に空容器を除く、64 個の貯蔵容器を対象に内容器の梱包箇所点検・再梱包を実施した。この作業は、平成 8 年度の IAEA 査察において、貯蔵容器の蓋を開けてプルトニ
ウム量を秤量する可能性があると考え、そのためには貯蔵容器内の内容器を点検し再梱包する必要があると考えたことが推測される。この点検の結果、貯蔵
容器№1010 の内容物について、保管していたポリ容器は破損し樹脂製の袋の膨張を確認した。この時、ポリ容器及び樹脂製の袋を新しく交換した。また、点検結果を一件一葉の表にまとめたものの、記録として保管していなかった。
・ その後、当該貯蔵容器№1010 は平成 29 年 6 月 6 日まで蓋を開けることはなかった。
以上の調査結果に基づき整理した酸化処理の技術開発と核燃料物質（実験済エッ
ク線線回折用試料）の貯蔵に関する変遷を図 5-1 に示す。
② プルトニウム貯蔵の情報入手に関する経緯
・ DOEが所管する各施設において少なくとも 50%のPuを含む金属並びに酸化物やPuを含む物質を安全に長期貯蔵（最終処分まで）するための安定化処理に関する基本的な要件をまとめたDOE-STDレポートを 1994 年（平成 6 年）に刊行し、1999
年（平成11年）改訂版では対象をPu含有率 30%以上に拡大し、その後も改訂が続けられ、現在の最新版を 2012 年（平成 24 年）に刊行している【文献情報】。
当該報告書には、金属又は合金状態の物質に関して、(a) 比表面積が 1cm2/g未満であること、(b) 箔、切りくず、ワイヤーは梱包しないこと、(c) 腐食生成物（酸化物）、溶液、有機物を目視で含まないこと、酸化物に関して、(a) 少なく
とも 950℃、少なくとも 2 時間は加熱して安定化させること、(b) 含水率を測定し、梱包時には 0.5wt％未満であること、(c) 塩化物を含む疑いのある酸化物
は、相対湿度 15％未満であること、といった基本的な事項が示されている。
・ IAEA は、プルトニウムの種類と量、その物質に関連する潜在的な危険性、大量のプルトニウムの取扱いや貯蔵に関連する安全上考慮すべきことなどをまとめた IAEA Safety Report を 1998 年（平成 10 年）に刊行している【文献情報】。
当該報告書には、継続的に注意を払う必要があることとして、(a) 質量管理及び形状管理ができていること、(b) 長期間貯蔵（1 年以上）する場合、プルトニ
ウムは、酸化物（PuO2）、金属、安定した合金あるいは安定した化合物として、密封容器に保管すること、その際、真空や乾燥した不活性雰囲気のような適切な雰囲気となっていること、(c)貯蔵容器には有機物を含まないこと、(d)継続的なモニタリング、サーベランス、保守ができること、等の要件が示されている。
・ しかし、これらの情報は、燃料研究棟での貯蔵容器を用いた核燃料物質の保管8

に反映されていなかった。
③ 核燃料物質の不適切な管理に関する経緯
・ 原子力科学研究所の使用施設保安検査【平成 28 年度第 3 四半期】使用施設保安
検査（平成 28 年 11 月 14 日～12 月 2 日）において、核燃料物質の不適切な管理に関する指摘を受け、11 月 29 日に安全・核セキュリティ統括部から各拠点に核燃料物質の不適切な管理状況について調査指示が行われた。その後のサイクル研の【平成２８年度第 3 四半期】使用施設保安検査（平成 28 年 12 月 7 日～12 日）
においても核燃料物質の不適切な管理に関する指摘を受けたことから、原子力機構内の核燃料物質の不適切な管理にかかる改善について検討を進めていた。
・ サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターは、燃料技術開発課所掌グロー
ブボックス（プルトニウム燃料第一開発室（Pu-1）、プルトニウム燃料第二開発室（Pu-2））内における核燃料物質の不適切な管理に係る改善について資料をとりまとめ、平成 29 年 1 月 26 日に原子力規制庁と面談を行った。
・ この資料は、核燃料物質の不適切な管理（長期間グローブボックスに保管していたこと）に関する改善計画をまとめたもので、この資料の中で、貯蔵庫における保管が好ましくないが、直ちに処理することができないアイテム（澱物と記録されたもの、樹脂製の袋の膨れにより戻されたもの）については状態の変化を監視することとし、既存のグローブボックスを貯蔵設備に転用して対象アイテムを監視しながら保管することが必要であることを説明した。
・ この面談で提示した資料は、安全・核セキュリティ統括部から各拠点の関係者にメールで情報共有され、情報を受信した大洗研究開発センター安全管理部施設安全課長は、燃材部関係者にメールで情報提供（メールの転送）した。燃料
試験課は、メールを受信し情報を入手したものの、メールの本文に当該事項についての記載がなかったため添付された資料に記載された「樹脂製の袋の膨れ」について認識できなかった。
・ サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターは、先の面談でグローブボック
スを貯蔵施設とすることについて追加説明を求められたことから、平成 29 年 2
月 9 日に原子力規制庁と面談を行った。この面談で提出した資料には、アイテ
ム「6476」について、「樹脂製の袋の膨れのため貯蔵庫から戻されたもので、履歴不明のスクラップが含まれていることから含有する有機物の放射線分解ガスによって樹脂製の袋の膨れが生じたことが考えられる」との記載があった。
・ 安全・核セキュリティ統括部は、面談の趣旨が「グローブボックスを貯蔵設備に変更する」という観点での説明であったことから、樹脂製の袋の膨れについての補足説明はあったものの、当該資料について各拠点の関係者に情報提供を

9

行わなかった。
以上の①～③の事実関係から、次の問題事象を抽出した。
問題事象 A-1：実験済エックス線回折用試料からエポキシ樹脂を分離せず封入していたこと、またその情報が引き継がれていなかった
問題事象 A-2：核燃料物質の保管に関して、プルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった（3） 平成 29 年 6 月 6 日に貯蔵容器№1010 の蓋を開け破裂に至った経緯① 核燃料物質の不適切な管理の是正（計画段階）に関する経緯
・ 燃料試験課は、原子力科学研究所及びその後のサイクル研の核燃料物質の不適切な管理に関する保安検査で指摘（(2)③の経緯を参照）を受け、燃料研究棟の核燃料物質の状況を調査したところ、同様の状況であることを確認した。
・ 燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領の軽微異常報告書
作成要領に基づき、平成 28 年 12 月 7 日に軽微異常報告書（グローブボックス
及びフード内における核燃料物質の不適切な管理）を発行した。
・ 平成 28 年 12 月 12 日に大洗研究開発センターで開催された平成 28 年度第 34
回不適合管理分科会において、不適合管理分科会登録票（グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理）を審議した。この際、不適合管理分科会は不適合 C-⑨と判断した。
・ 燃料試験課は、当該事象について不適合報告書（ランク C）を起案（平成 28
年 12 月 22 日部長承認）するとともに、平成 29 年 1 月 11 日、AGS メモ（燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画）を発行し改善方針、処理分類及び改善スケジュールを明確にした。この中で不適合の除去として、グローブボックス、フード等に保管され、不適切な管理状態にある核燃料物質について、処理（安定化）が不要なものは平成 29 年 6 月末、また処理（安定化）が必要なものは平成 29 年 12 月末を目途に処理し、貯蔵施設に貯蔵又は廃
棄施設に廃棄することとした。
・ 平成 28 年 12 月 26 日の原子力規制庁との面談の結果、保安規定違反の疑義があるとの指摘を受けたことから、不適合報告書（ランク C⑨）を策定していた
当該事象について、平成 29 年 1 月 12 日に不適合報告書（ランク B⑦）を起案（平成 29 年 1 月 31 日所長承認）した。
・ 燃料試験課は、前述した AGS メモ（燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画）に基づき、作業場所等を決定し、平成 28 年度は作業期間を
平成 29 年 1 月 19 日～3 月 31 日（平成 29 年 1 月 17 日付）、平成 29 年度は作業期間を平成 29 年 4 月 6 日～4 月 28 日（平成 29 年 4 月 5 日付）、平成 29 年

105 月 1 日～5 月 31 日（平成 29 年 4 月 24 日付）及び平成 29 年 6 月 1 日～6 月
30 日（平成 29 年 5 月 24 日付）として、それぞれ「放射線作業連絡票」を作成し、作業を実施した。
・ 本作業では、グローブボックス等にある核燃料物質のうち使用していないもの
を全て貯蔵設備に収納するためには、既に貯蔵容器に貯蔵されている核燃料物
質の整理・集番（取扱要素の再編成）によって貯蔵容器の空きを作る必要があった。貯蔵容器の開封・内部点検や核燃料物質の整理・収納については、フード（H-1）での作業を計画した。
・ 作業計画立案に当たり、1 回の作業又は１週間以内の連続作業の実効線量が１
mSv を超える場合には、「放射線作業届」を作成する必要がある。燃料試験課
長は、平成 29 年 6 月の作業に伴う線量の検討として、事前の作業環境の測定（5 月 11 日）の結果により、本作業で使用する各グローブボックス及びフード
は、表面線量率が 20μSv/h 以下であると評価するとともに、平成 29 年 1 月以前（不適合除去前）に実施した同種・類似の作業の実績・作業経験に基づき、当該作業の線量は 0.1ｍSv 未満と評価した。このため「放射線作業届」は作成
せず、「放射線作業連絡票」にて計画を起案した。なお、不適合の除去に係る平成 29 年 1～5 月の作業でも「放射線作業届」は作成せず、「放射線作業連絡票」
にて計画起案し、作業を実施している。
・ また、大洗研究開発センターでは、「日常的に反復・継続して行われることが少ないため作業員が習熟する機会が少ない作業」を「非定常作業」と定義し、その定義に該当する場合には「非定常作業計画書」を作成し、作業手順等を検討・確認していくこととしている。フードでの貯蔵容器の取扱いは、核燃料物質の棚卸しとして年 1 回定期に実施していることから、当該作業は「定常作業」であると判断し、「非定常作業計画書」は作成しなかった。また平成 29 年 1 月～
5 月の作業でも「非定常作業計画書」は作成せず、定常作業として計画起案し、作業を実施した。なお、当該貯蔵容器が約 20 年間蓋を開けていなかったことについて、過去に蓋を開けたことがあるという認識はあったものの、当該期間開けていなかったという認識はなかった。
・ 燃料研究棟本体施設作業要領では、フードの安全作業の要領として作業手順等
記述されているが、フードで貯蔵容器の蓋を開封して内容物を確認する等の具体的な手順は明確になっていなかった。また、燃料試験課では、今回の不適合の除去に係る作業に際し、以下の情報を燃料試験課兼務の原子力基礎工学センター燃料高温科学研究グループ員から得て、少なくとも化学的に活性なものは含まれていないと判断した。



燃料貯蔵設備の貯蔵容器内の核燃料物質は酸化処理済みとの認識であったこと11

実験を行う原子力基礎工学センター燃料高温科学研究グループとの事前協議により、危険物に指定されているニトロセルロース等は使用されていないこと



内容物の状態は計量管理伝票等では十分特定できなかったものの、アルゴンガス雰囲気で扱うべきウラン・プルトニウム混合炭化物
燃料等は、アルゴンガス雰囲気で金属容器等に収納されていると思われること

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等は、空気中ならば酸化処
理されていると思われること・ また、燃料試験課の作業計画では、局所的な汚染の可能性については注意していたものの、樹脂製の袋が破裂して室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。
・ 以上の貯蔵容器の内容物に関する事前調査を踏まえ、今回の作業計画立案に当たり、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に定める一般安全チェック
リストやリスクアセスメント等において、破裂・飛散等のリスクを「該当なし」と判断した。また、放射線作業に当たって、被ばく低減措置として汚染検査や発見時の連絡、作業前 TBM による作業時間の短縮等に配慮するとともに、個人
被ばく管理用機器として OSL バッジ装着と貯蔵室等での作業員のポケット線量計装着、防護装備として半面マスク装着、特殊作業衣等を基本装備とすることを計画した。このように、燃料試験課では、破裂・飛散による大規模汚染の事
故を予見できず、その防護策について十分な検討はなされなかった。
・ 燃料試験課は、上記の計画（放射線作業連絡及び AGS メモ）を立案し空きス
ペースを整理する観点で、全 80 個の貯蔵容器のうち、事故発生前日までに 28個の点検等の作業を実施した。
以上の事実関係から、次の問題事象を抽出した。
問題事象 A-3：燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった② 核燃料物質の不適切な管理の是正（当日の作業）に関する経緯（樹脂製の袋が破裂するまで）・ 平成 29 年 6 月 6 日に作業員 5 名は、上記(3)①のとおり、放射線作業連絡票に従い、作業に着手した。
・ 当日は、貯蔵容器№1007、1008、1010 の他、これまでに確認した№1009、1025も確認した。

12

・ 作業員 E が、貯蔵容器№1010 の蓋を開ける作業を開始した。最初に貯蔵容器の 6 本のボルトを緩めた際に蓋が持ち上がってきた。さらに、4 本を対角線上に外した後、残りの 2 本のボルトを緩めた際に、貯蔵容器の内圧が抜ける音が「シュ」としたため、蓋と貯蔵容器本体のすき間について全周スミヤをとり、汚染がないことを確認した。作業員 E は、中からエアが抜けるのは一般的に室温が比較的高い場合に内圧が上昇し発生するだろうと思い、同じ現象であると考え、引き続き作業を進めることを判断した。しかしながら、これまで当該作
業中に蓋が持ち上がったり、「シュ」という音がしたことはなかった。このとき、作業員 E は、樹脂製の袋が膨らみ破裂に至るほどの加圧状態にあるとは思っていなかった。11 時 15 分頃、作業員 E が片手で蓋を持ちながら、残り 2 本のボルト（最後の１本）を外したと同時に貯蔵容器内の樹脂製の袋が破裂した。
以上の事実関係から、次の問題事象を抽出した。
問題事象 A-4：貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した（4） 事故後、作業員を 108 号室から退出させ、脱装及び身体除染を行い燃料研究棟から退出した以降の経緯① 作業員 5 名を 108 号室から退出させるまでに 3 時間を要したことに関する経緯

・ 6 月 6 日の 11 時 15 分頃に事故が発生し、発災場所にいた作業員は速やかに通報連絡を行い、その後、現場指揮所と連絡を取って事故の状況について情報を伝えた。現地対策本部及び現場指揮所においては、現場の作業員との連絡により、負傷者がいないこと等を確認するとともに、作業員の足下が 70μSv/h 程度であったこと、108 号室内のプルトニウムダストモニタの値が空気中濃度限度の 1/10 未満であり、事故直後は通常値であったこと、
内部被ばく防護装備として半面マスクを着用していたことなどから、汚染拡大防止措置（グリーンハウス設置）を優先した。
・ 11 時 37 分頃、作業員 5 名自らがα線用表面汚染検査計を用いて測定した
結果、全員の汚染を確認したが、作業員は基本は汚染した場合は動かないと理解しており、外との連絡以外は静止するようにしていた。この時、作業員は、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで待機したが、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を行わなかった。

・ グリーンハウス設置指示は 11 時 54 分頃、グリーンハウスの設置完了は 14
時 29 分頃であり、設置指示から設置完了までに約２時間半を要した。その前半は①設置場所の検討及び汚染検査、②設置寸法の検討及びそれに合う

13

資材選定の準備に約 1 時間を要し、後半の③グリーンハウス組立は１時間15 分程度であった。グリーンハウスの資材は、燃料研究棟の最寄りの照射
燃料試験施設に共用資材として保管しているものを利用した。また、準備した資材に適切な長さの資材がなかったことから現物合わせを行いながら組み立てを実施した。
・ 108 号室出入口廊下へのグリーンハウス設置後、作業員は速やかに 108 号
室からの退出を開始しているが、事故発生（11:15 頃）から最初の作業員退出開始までに約 3 時間の時間を要した。
② 作業員の防護具を脱装した時の経緯
・ 108 号室からは、作業員 A,B,C,D,E の順にグリーンハウス 1、2 を経由し退出した。作業員 A は、特殊作業衣及び帽子の汚染レベルは低く、これらをグリーン
ハウス 1 で脱装後に半面マスクを交換し退出を完了した。脱装後の頭部、顔面等の身体には汚染は検出されていなかった。
・ 作業員 B、作業員 C、作業員 D 及び作業員 E の 4 名はグリーンハウス１で半面マスクを交換したが、顔面の拭き取りや汚染を固定するなどの措置は行っていなかった。また、グリーンハウス 2 を出てから除染開始までの間に鼻スミヤを採取した。
・ 鼻スミヤによる鼻腔内汚染検査の結果、作業員 C、作業員 D 及び作業員Ｅで、最大 24Bq（α 線）が検出されており、吸入摂取し内部被ばくした可能性が高いことが確認された。
以上の①及び②の事実関係から、次の問題事象を抽出した。
問題事象 B-1：作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した
5.3 分析対象とする頂上事象の選定
5.2 項の時系列の整理の結果及び「燃料研究棟における汚染について」にかかる不適合報告書を基に、最も再発を防止したい以下の項目を頂上事象とした。
【頂上事象】
核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作業中、樹脂製の袋が破裂し、108 号室を汚染し作業員が内部被ばくした
この頂上事象を踏まえ、時系列に沿って抽出した汚染事故に至るまでの問題事象 A 及び被ばくに関する問題事象 B の 5 件について要因分析を行った。

14

5.4 組織の要因の視点
組織の要因の分析では、重要な因子と考えられる事項を抽出することとした。また、前述のSAFER の方法では、分析を進める際の視点が示されていないため、抽出した組織の要因の分析の視点は、「国のガイドライン」に参考として示されている「根本原因分析における組織要因の視点」及びその具体的な内容が示された旧独立行政法人 原子力安全基盤機構(JNES) の組織要因表（JOFL：JNES Organizational Factors List）を参照することとした。

15

6．分析の結果
6.1 燃料研究棟における汚染に関する分析
先にも述べたとおり、今回発生した事故の発端は、平成３年に貯蔵容器へ核燃料物質を含む実験済エックス線回折用試料を貯蔵し、その後数回は内容物を確認したものの継続して貯蔵状態を点検するなどの改善がなされないまま長期間保管されてきたことにある。この要因は現在の保管管理の状況にも関連することから、事故が発生した時点での要因だけでなく過去の要因も含め分析する必要がある。
5.3 項で選定した【頂上事象】「核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作業中、樹脂製の袋が破裂し、108 号室を汚染し作業員が内部被ばくした」に対し 5.1 項の文書類や聞き取り調査及び 5.2 項の時系列の整理を踏まえ要因を掘り下げ、組織の要素を含む背後要因（以下「組織の要因」という。
）の分析を実施した（添付資料-2 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図 参照）。
具体的には時系列での事実関係から抽出された主たる 5 つの問題事象に対して、次のよ
うに12 件の直接要因を明らかにし、その組織の要因を分析した。
(1) 問題事象 A-1 に関する要因分析
実験済エックス線回折用試料からエポキシ樹脂を分離せず封入していたこと、またその情報が引き継がれていなかった（問題事象 A-1）
直接要因 A-1-1：
初代プルトニウム技術開発室長Aは、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引き継ぎする必要があったが、計量管理の移動票（棟内移動票を含む）で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった
この直接要因の背後に「プルトニウム技術開発室では、貯蔵容器に封入した核燃料物
質の状態の記録について棟内移動票で貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録していたが、それらを含め保管状況等を整理した記録を保管してなく、貯蔵容器の内容物の管理票がない」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていない等、
核燃料物質を安全に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないまま運用されていた」（組織の要因A-1-1）
ことが挙げられる。
直接要因 A-1-2：
初代プルトニウム技術開発室長Aは、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してか

16

ら回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引き継ぎする必要があったが、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等は安定化処理のための酸化処理を徹底してきたことから、エックス線回折用試料も同様に酸化処理するものと考えルール化していなかった
当時の記録等からこの直接要因の背後に「エックス線回折用試料の酸化処理は保管容
積の減容として過去に定常的に実施してきたことから、いずれ酸化処理を再開するとしても作業者が理解していると考えた」こと及び別に技術開発を進めてきたエポキシ樹脂
等の有機物を焼却処理する「α焼却装置が稼働するようになれば後任者がルール化するものと考えた」ことが推定される。しかしながら、その背後には、研究開発組織であるが故に「当時は研究開発成果をレポートにすることを優先する等、現場の管理技術をマニュアルにする意識が希薄であった」ことが考えられる。
この組織の要因として、「プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していなかった」（組織の要因A-1-2）ことが挙げられる。
直接要因 A-1-3：
平成 3 年 10 月、プルトニウム技術開発室長Bは、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮し実験済エックス線回折用試料を酸化処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3 貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、エックス線
回折用試料のエポキシ樹脂はプルトニウムの放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化処理をしないまま貯蔵していた①

この直接要因の背後に「プルトニウム技術開発室長 B や兼務している研究者を含め歴代のプルトニウム技術開発室（現燃料試験課）員は、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件に記載している放射線分解によるガス圧上昇に関する重要事項について認識していなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は核燃料物
質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していない等、当該手引の遵守すべき要（組件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった」
織の要因A-1-3）ことが挙げられる。
②

また、組織の要因 A-1-3 の手引きが遵守されなかった背後には「放射線安全取扱手引の貯蔵の条件に関する記載が一般的な注意でしかないと読み取れる等、注意すべき狙い

17

や背景が理解できない記載となっていた」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった」（組織の要因A-1-4）ことが挙げられる。
直接要因 A-1-4：
平成 2 年頃、プルトニウム技術開発室長Bは、プルトニウム技術開発室及び実験しているプルトニウム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、プルトニウム技術開発室長Aから引き継いだ有機物と混在した核燃
料物質の酸化処理の中止を決定した①

この直接要因の背後には「プルトニウム技術開発室長 B は、自らエックス線回折用試料の作成を考案したことやエックス線回折用試料を含む実験済みの核燃料物質の貯蔵（保管）に関する業務はプルトニウム技術開発室にあることから、広く意見を求めて検討する必要はないと誤認した」と思われることが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかった等、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていな
かった」（組織の要因A-1-5）ことが挙げられる。
②

また、この直接要因の背後に「兼務のプルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）の研究員は、プルトニウム技術開発室からの検討要請等がなかったことから関与しておらず、継続して酸化処理しているものと思い込んだ」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニウ
ム取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄である等、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた」（組織の要因A-1-6）
ことが挙げられる。

18

直接要因 A-1-5：
プルトニウム技術開発室長Ｃは、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで酸化処理を行った上で金属容器への変更等の異常状
況の回避、その記録を残し定期的な点検を指示する等の改善をしていなかった
この直接要因の背後に「プルトニウム技術開発室長 C は、当初の計画を「核燃料貯蔵容器（内容器）の再梱包」としていたため、発見した樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損は、元の状態に戻せばよいと考えた」ことが当時の状況から推測される。
この組織の要因として、「プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管するにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内において核燃料物質を安全に長期的にに貯蔵（保管）することに対する取り組みに欠けていた」（組織の要因A-1-7）ことが挙げられる。
このほか、核燃料物質の貯蔵の条件に記載されている要件（放射線分解によるガス圧
上昇に十分注意する）を認識していなかったことから、既出の組織の要因 A-1-3 及びA-1-4 が挙げられる。
(2) 問題事象 A-2 に関する要因分析
核燃料物質の保管に関して、プルトニウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった（問題事象 A-2）
直接要因 A-2-1：
歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEAや
DOEで示されたプルトニウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、プ
ルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった①

この直接要因の背後には「歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、海外情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報が発行されていることを調査しなかった」こと及び「燃材部長は、IAEAやDOEで発行されたプルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する海外情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映させるよう燃料試験課長に指示する必要があったが、当該情報が発行されていることを知らなかったことから指示していなかった」ことが関係者からの聞き取りや技術基準に反映されていない事実等により推測される。その背後には「燃材部長及び歴代の課室長は、何か最新情報があれば、機構内の情報共有や水平展開等で必要な情報が入手できると考え、自ら組織として当19

該情報を入手する考えに至らず意識が希薄であった」と考えられる。
この組織の要因として、「大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していない等、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった」（組織の要因A-2-1）ことが挙げられる。
② 「燃材部長及び歴代の課室長は、何か最新情報があれば、機構内の情報共有や水平展開等で必要な情報が入手できると考え、自ら組織として当該情報を入手する考えに至らず意識が希薄であった」の背後に「原子力機構は、組織的に調査検討をする必要があったが、事故情報は機構全体に発信し注意喚起を促しているものの、施設管理に関連する基準等については、固有技術であることから情報を調査してこなかった」状
況が確認された。
この組織の要因として、「原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていない
等、
水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった」（組織の要因A-2-2）ことが挙げられる。
③

また、②で記述した「燃材部長及び歴代の課室長は、何か最新情報があれば、機構内の情報共有や水平展開等で必要な情報が入手できると考え、自ら組織として当該情報を入手する考えに至らず意識が希薄であった」の背後には「IAEA でプルトニウムの安全な取扱い、保管に関するSafety Report No.9 の検討が行われている際、原子力機構（当時の原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団）から専門家として出席し資料の取りまとめに参画していたが、当該専門家から情報共有がなされなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、海外情報を集約し発信する部署が明確になっていないことに関連するから、既出の組織の要因 A-2-2 が挙げられる。

(3) 問題事象 A-3 に関する要因分析
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった（問題事象 A-3）
直接要因 A-3-1：
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等から核燃料物質を核
燃料貯蔵庫に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、内容器等を確認する場合は、フード以外のセル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査

20

で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった①

この直接要因の背後には「燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等の情報を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、在籍期間の長い研究グループの担当者や施設チームの元担当者に貯蔵容器の内容物の状況等を確認した内容から、核燃料物質使用許可の範囲と解釈し、汚染の可能性を考慮すれば核燃
料物質使用許可のとおりフード内で貯蔵容器の蓋を開け、内容物の点検作業を行ってよいと考えた」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた」（組織の要因A-3-1）ことが挙げられる。
このほか、関係者が核燃料物質は安定化処理し保管管理されていると思い込んだ経緯から、既出の組織の要因 A-1-1 が挙げられる。

②

また、この直接要因の背後に「燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、数年以上実施していない貯蔵容器内の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物
質の移動作業について作業手順を詳細に定めた非定常作業計画書を作成する必要があったが、貯蔵容器の内容物の確認は燃料研究棟では過去から適宜実施しており、これまで同様に詳細な手順は不要で定常作業として実施すればよいと考えた」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容
器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった」（組織の要因A-3-2）こと
及び「大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、３H作業の定義、作業手順、ホールドポイ
ントの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった」（組織の要因A-3-3）ことが挙げられる。

③

さらに、「燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、貯蔵容器の内容物の確認は燃

21

料研究棟では過去から適宜実施しており、これまで同様に詳細な手順は不要で定常作業として実施すればよいと考えた」背後に「燃料試験課担当者は、一般安全チェック
リストの該当箇所にチェックし貯蔵容器を開ける際のガス圧上昇のリスクを検討す
る等、具体的な手順や対象物の線量、内容物の情報等を十分に調査した上で、作業計画を策定する必要があったが、定常作業であり、樹脂製の袋の膨らみ破裂に至る恐れがあることについて気が付かず、一般安全チェックリストの「爆発・破裂・飛散のおそれ」にチェックしなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因は、核燃料物質の取扱い、保管管理に関する課題が関連していることから、既出の問題事象 A-1 に関連する組織の要因 A-1-1、A-1-2、A-1-3、A-1-4、A-1-5、A-1-6 及び A-1-7 が挙げられる。
④ 一方、この直接要因の背後に、平成 8 年に貯蔵容器の内容物を確認する点検が行われ、内容器（ポリ容器）底部の破損と樹脂製の袋の膨張を確認し再梱包したという過去の情報について「燃料研究棟関係者（マネージャー、主査、担当）は、平成 8 年に実施した貯蔵容器を点検（再梱包）した記録に関する情報（ポリ容器の底部が変色、破損、樹脂製の袋が膨張）を入手した際、当該情報を考慮して作業を計画する必要がであったが、平成 28 年 8 月に関係者に情報共有されたものの、関係者は当該情報を確認しておらず、潜在するリスクを認識できなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「燃料試験課の管理者は、情報共有された平成 8 年の点検
記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない等、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコミュニケーションする取組みが不足していた」（組織の要因A-3-4）ことが挙げられる。
直接要因 A-3-2：
燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリティ統括部から平成 29 年 1 月 26 日に「サイクル研プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった① この直接要因の背後には「燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、サイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、実施している貯蔵容器の確認作業に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから「情報共有」の添付資料まで確認しておらず、情報の重要性を認識できなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。

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この組織の要因として、「燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、面談
情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた」（組織の要因A-3-5）ことが挙げられる。
② また、この直接要因の背後に大洗研究開発センターの「施設安全課は、安全・核セキ
ュリティ統括部から配信された原子力規制庁面談資料からサイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、核燃料物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各部に連絡した際に重要事項として配信する必要があったが、受信した各部が受け止めると考え、Eメールによる「情報共有」のみにとどまった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者が気が付くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認をする必要があった
が、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった」（組織の要因A-3-6）
ことが挙げられる。
③

同じように、この直接要因の背後には「安全・核セキュリティ統括部は、サイクル
研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、核燃料物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各拠点に配信する必要があったが、各拠点に共通する重要な情報と認識できず、Eメール
による「情報共有」の配信や平成 29 年 2 月 9 日の追加の面談情報を配信していなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、安全に関する情報のコミュニケーション不足があり、既出の組織の要因 A-3-6 が挙げられる。

(4) 問題事象 A-4 に関する要因分析
貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音
がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常と異なる状態を異常と認識できず、作業を継続した（問題事象 A-4）
直接要因 A-4-1：
作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際にガスが発生していることを想定し作業をいったん停止し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイントを定めていなかったため、異常と認

23

識できず残りのボルトを外し蓋を開けても問題ないと考えてしまった①

この直接要因の背後に「作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止し作業

手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際に実施した汚染検査で汚染がなかったこと、樹脂製の袋が破裂する
ような状況を想定できなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を作業の管理を行う立場であり自ら作業を行ったことで視野狭停止する必要があったが、窄的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった」（組織の要因A-4-1）ことが挙げられる。
②

また、この直接要因の背後に「作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止
し作業手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、蓋が浮き上がるような異常な兆候（リスク）に対しての対応が希薄であった」ことが考えられる。
この組織の要因として、作業計画を作成する際の問題に関連しており、既出の組織の要因 A-3-1 及び A-3-2 が挙げられる。

③ このほか、この直接要因の背後には、核燃料物質の取扱い、保管管理に関する課題が関連していることから、既出の問題事象A-1 及び問題事象A-3 に関連する組織の要因
A-1-1、A-1-2、A-1-3、A-1-4、A-1-5、A-1-6 及びA-1-7 が挙げられる。
(5) 問題事象 B-1 に関する要因分析
作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した（問題事象 B-1）
なお、問題事象 B-1 の背後には、直接要因 A-3-1 が関連する。
直接要因 B-1-1：
作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかった①

この直接要因の背後に「作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的に汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等をする必要があったが、作業員E（管理者）は極力現場を保持すること、汚染を拡大させないことに傾注し、汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）すること等に気が付かなかった」ことが関係者からの聞き取り等により24確認されている。その背後には、「作業員Eは、作業経験が十分あるのは自分であると考えプレイングマネージャーになってしまい、客観的な立場で判断できる状況になかったことから身体汚染に関する応急処置の意識が働かなかった」ことが考えられる。一方、「現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第 2 課長）は、作業員から現場の状況を確認した際、汚染の状況、退室までの準備期間を考慮し、初動時対応として簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等を指示する必要があったが、速やかに除染する等、身体汚染に関する応急処置の意識が働かなかった」
ことも関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物
質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかない等、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しなかった」（組織の要因B-1-1）こと、「大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、燃料研究棟でプルト
ニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった」（組織の要因B-1-2）が挙げられる。
直接要因 B-1-2：
燃材部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリー
ンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った
この直接要因の背後に「燃材部長は、燃料研究棟でグリーンハウスを設置しなければならない事故が発生するとは思っていなかったことから、緊急時に必要な資機材の事前準備等を適切に実施していなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、既出の大洗研究開発センターにおける緊急時対応の手順に関する組織の要因 B-1-2 が挙げられる。
直接要因 B-1-3：
放射線管理第 2 課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、作業服を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言することが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターに

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は応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった① この直接要因の背後に「放射線管理第 2 課員は、汚染した作業員の退出を補助する
際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言する必要があったが、汚染検査を行うことが役割であり、除染や脱装は施設側が行うものと認識し、周りの施設関係者の動向に委ねていた」こと、「現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第 2 課長）は、放射線管理課員と連携し、除染や脱装の手順を指示する必要があったが、退室や除染や脱装について現場の責任者を指名せず、現場関係者に任せていた」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、既出の大洗研究開発センターにおける緊急時対応の手順に関する組織の要因B-1-1 及びB-1-2 が挙げられる。
6.2 組織の要因の検討
6.1 項の分析を踏まえ、国のガイドラインの「根本原因分析における組織要因の視点」、「JNESの組織要因表（JOFL）」を参考に組織の要因を分類、整理した。その結果、直接要
因の背後要因として抽出した組織の要因A-1-1 から組織の要因B-1-4 までの18 件について、
中間管理要因、組織心理要因、経営管理要因が該当した。
① 組織の要因A-1-1：プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていない等、核燃料物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないまま運用されていた（4.中間管理要因 4-1-3 マニュアルの整備 4-8 技術管理）② 組織の要因A-1-2：プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エック
ス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していなかった（4.中間管理要因 4-1-3 マニュアルの整備）③ 組織の要因A-1-3：大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は核燃
料物質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していない等、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった（4.中間管理要因 4-7-4 教育・訓練）④ 組織の要因A-1-4：大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必26

要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理）⑤ 組織の要因A-1-5：プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかった等、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった（4.中間管理要因 4-10-4 作業の変更管理）⑥ 組織の要因A-1-6：プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニウム
取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄である等、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた（3.経営管理要因
3-2-2 組織構造）⑦ 組織の要因A-1-7：プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管するにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内において核燃料物質を安
全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取り組みに欠けていた（2.組織心理要
因

2-1-3

集団レベル組織風土（安全に対する意欲、慎重さ）、4.中間管理要因

4-1-3 マニュアルの整備）⑧ 組織の要因A-2-1：大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していない等、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組
みを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-12 是正
処置・予防処置）⑨ 組織の要因A-2-2：原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていない等、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-12 是正処置・予防処置）⑩ 組織の要因A-3-1：燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管27している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術
開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた（2.組織心理要因

2-1-3 集団レベル組織風土（安全に対する意欲、慎重さ））⑪ 組織の要因A-3-2：燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）作業として位置づけ、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」
等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった（4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理）⑫ 組織の要因A-3-3：大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、3H作業の定義、作業手順、ホールドポイントの明確化等、3H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった（4.中間管理要因 4-2-1 ルールの整備）⑬ 組織の要因A-3-4：燃料試験課の管理者は、情報共有された平成 8 年の点検記録を
燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない等、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコミュニケーション
する取組みが不足していた（4.中間管理要因 4-5-1 部署レベルのコミュニケーシ
ョン）⑭ 組織の要因A-3-5：燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していない
等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-5-1 部署レベルのコミュニケーション）⑮ 組織の要因A-3-6：情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研
究開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者が気付くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認する必要があったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切な コミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった（4.中間管理要
因 4-2-3 ルールの維持管理 4-5-1 部署レベルのコミュニケーション）28

⑯ 組織の要因A-4-1：管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場でもあったのにもかかわらず自ら作業を行ったことで視野狭窄的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった（4.中間管理要因
4-7-1 役割・責任、4-7-2 選抜・配置）⑰ 組織の要因B-1-1：大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質
が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかなかった等、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しなかった（4.中間管理要因
4-7-1 役割・責任）⑱ 組織の要因B-1-2：大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、
燃料研究棟でプルトニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった（4.中間管理要因 4-2-3
ルールの維持管理 4-7-4 教育・訓練）
6.3 分析結果に対する組織の要因とその対策の提言
抽出した組織の要因を踏まえ、必要な対策を次のとおり提言する。
（添付資料-3 根本原因
分析結果の整理表 参照）。
組織の要因 A-1-1：
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物
質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていない等、核燃料物質を安全に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないまま運用されていた（4.中間管理要因 4-1-3 マニュアルの整備 4-8 技術管理）【対策の提言 A-1-1】、取り扱いを行う上・ 燃材部（燃料試験課）は、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）、管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築すること
組織の要因 A-1-2：

29

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していなかった（4.中間管理要因 4-1-3 マニュアルの整備）【対策の提言 A-1-2】・ 燃材部（燃料試験課）は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業方法（酸化処理を含む。
）を明確した作業マニュアル等を文書管理の体系に位置づけるとともに、施設を安全に維持するために必要な作業マニュアル等を適切に制定、改訂する文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること組織の要因 A-1-3：
大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は核燃料物質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していない等、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった（4.中間管理要因 4-7-4 教育・訓練）【対策の提言 A-1-3】
・ 大洗研究開発センターは、大洗研究開発センターの毎年度の保安教育等の中で今回の事故の教訓や核燃料物質の貯蔵の条件の趣旨を理解させるための教育が継続して実施されていることを確認すること
・ 受講者が教育内容を理解していることを確認すること。さらに、未受講者があった場合は、フォローして受講させること。これらが確実に実施される仕組みを構築すること
組織の要因 A-1-4：
大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理）【対策の提言 A-1-4】・ 安全管理部は、放射線安全取扱手引の核燃料物質の貯蔵の条件等を含め、利用者が狙いや背景を理解できる記載となっているか、保安活動に関するルールを維持30管理するため、文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること（組織の要因A-1-2 の対策に関連）組織の要因 A-1-5：
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかった等、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった（4.中間管理要因 4-10-4 作業の変更管理）【対策の提言 A-1-5】・ 燃材部（燃料試験課）は、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、関係する研究者を含めて安全への影響等を含め変更内容を会議体で審議し、妥当性を確認する等、変更管理の仕組みを構築すること
組織の要因 A-1-6：
プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃
料物質の安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニウム取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄である等、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた（3.経営管理要因 3-2-2 組織構造）【対策の提言 A-1-6】・ 燃材部（燃料試験課）は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置する方向が決定している燃料研究棟の計画が安全かつ計画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け見直しすること
組織の要因 A-1-7：
プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管するにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内において核燃料物質を安全に長期的にに貯蔵（保管）す
ることに対する取り組みに欠けていた（2.組織心理要因 2-1-3 集団レベル組織風土（安全に対する意欲、慎重さ）、

31

4.中間管理要因 4-1-3 マニュアルの整備）【対策の提言 A-1-7】・ 燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行うこと（組織の要因A-1-1 の対策と同じ（管理台帳））
組織の要因 A-2-1：
大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していない等、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-12 是正処置・予防処置）【対策の提言 A-2-1】
・ 大洗研究開発センター（燃材部）は、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手し保安活動に反映する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努めること
組織の要因 A-2-2：
原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていない等、水平展開に関する要領
で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-12 是正処置・予防処置）【対策の提言 A-2-2】・ 原子力機構（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）
は、IAEA等の安全情報を含め、原子力施設に関連する国内外での安全管理に有用な情報等を入手し、重要な情報が何か明示した上で互いにその情報を認識し合う
等、関連拠点及び各部署と適切なコミュニケーションを図って情報共有する仕組みを充実すること
組織の要因 A-3-1：
燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、核燃料物質を安全に取り扱うことに対32

する慎重さに欠けた（2.組織心理要因 2-1-3 集団レベル組織風土（安全に対する意欲、慎重さ））【対策の提言 A-3-1】
・ 燃料試験課は、潜在的なリスクに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行うこと（組織の要因 A-1-7 の対策に関連）組織の要因 A-3-2：
燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成
手順を明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理）【対策の提言 A-3-2】・ 燃材部（燃料試験課）は、潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を作
成できるようにするため、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にすること
組織の要因 A-3-3：
大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である３H作業に関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、３H作業（状態が変化することへの考慮を含む）の定義、作業手順、ホールドポイントの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった（4.中間管理要因 4-2-1 ルールの整備）【対策の提言 A-3-3】・ 大洗研究開発センターは、品質マネジメントシステム又は安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である３H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対するホールドポイントを含む作業計画の作成基準を明確にすること（組織の要因A-3-2 の対策に関連）組織の要因 A-3-4：
燃料試験課の管理者は、情報共有された平成 8 年の点検記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない等、安全に関する重要な情報

33

についてフェイス・ツー・フェイスでコミュニケーションする取組みが不足していた（4.中間管理要因 4-5-1 部署レベルのコミュニケーション）【対策の提言 A-3-4】・ 燃料試験課の管理者は、保安活動に関する課員からの情報を意識して確認すること及び重要な情報が何か互いに認識し合うこと等、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行すること
組織の要因 A-3-5：
燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-5-1 部署レベルのコミュニケーション）【対策の提言 A-3-5】
この対策の提言は組織の要因 A-2-1 の対策の提言と同じである。
組織の要因 A-3-6：
情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設
安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者が気が付くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認が必要であったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-5-1 部署レベルのコミュニケーション）【対策の提言 A-3-6】
この対策の提言は組織の要因 A-2-2 の対策の提言と同じである。
組織の要因 A-4-1：
管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であり自ら作業を行ったことで視野狭窄的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった（4.中間管理要因 4-7-1 役割・責任、4-7-2 選抜・配置）【対策の提言 A-4-1】
・ 大洗研究開発センター所長及び燃材部長は、施設管理が適切にできるよう管理スパンを34

考慮する等、
ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制を構築すること
組織の要因 B-1-1：
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかなかった等、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しなかった（4.中間管理要因

4-7-1 役割・責任）【対策の提言 B-1-1】
・ 大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊急時の対応について、役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築すること（組織の要因A-4-1 の対策に関連）組織の要因 B-1-2：
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、燃料研究棟でプルト
ニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理 4-7-4 教育・訓練）【対策の提言 B-1-2】
・ 大洗研究開発センターは、広範な身体除染を伴う事故を想定し、定期的な訓練の実施や必要な資機材の整備を含め、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にすること

35

6.4 対策の提言に対する効果及び対策後の残留リスク等の検討提言した対策について、対策を講じた際の効果及び対策後の残留リスクや副作用について検討した（添付資料-3 根本原因分析結果の整理表 参照）。
なお、検討にあたって、SAFERのエラー対策の発想ガイドラインを参考に効果点を下記の観点で整理した。
対策の提言に対する効果指標
効果点

点数

やめる・なくす10

できないようにする8

わかるやすくする

4

やりやすくする
検出する

2

備える
知覚能力をもたせる
認知予測させる、安全を優先させるできる能力をもたせる

1

自分で気づかせる
抽出した組織の要因を踏まえ、必要な対策を次のとおり提言する。
対策の提言A-1-1：
燃材部（燃料試験課）は、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取り扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）、管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築すること・効果点：やりやすくする（点数 4）
管理台帳の整備に当たっては、既存の計量管理データを有効活用し、核燃料物質の管理とリンクさせることが実効的と考える。
・対策後の残留リスクや副作用：
核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱において守らなければならない要求事項について明確になり、また核燃料物質の履歴管理が管理台帳で容易になる。ただし、既存のデータが適切な情報であることが確認できない場合は核燃料物質を調査することになり、長期的な取り組みになる可能性がある。
対策の提言A-1-2：
燃材部（燃料試験課）は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業方法

36

（酸化処理を含む。
）を明確した作業マニュアル等を文書管理の体系に位置づけるとともに、施設を安全に維持するために必要な作業マニュアル等を適切に制定、改訂する
文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること
・効果点：やりやすくする（点数 4）
対策後の残留リスクや副作用：安全に作業するための作業手順の体系化が図られ、また定期的な文書レビューにより要求事項の変更に伴う見直しの検討が適切に行われる。さらに、作業方法の改善にもつながる。ただし、必ずしも十分な文書作成を期待するものではないため、管理者
は作業者の力量に応じて適切な判断が必要になる。
対策の提言A-1-3：
大洗研究開発センターは、大洗研究開発センターの毎年度の保安教育等の中で今回の事故の教訓や核燃料物質の貯蔵の条件の趣旨を理解させるための教育が継続して実施されていることを確認すること受講者が教育内容を理解していることを確認すること。さらに、未受講者があった場
合は、フォローして受講させること。これらが確実に実施される仕組みを構築すること
効果点：検出する、できる能力をもたせる（点数 2）
既存の教育訓練の管理システム等を有効に活用できる可能性がある。
対策後の残留リスクや副作用：保安規定、作業要領等に基づく保安教育が確実に実施されていることを教育担当部
署が第三者的に確認することで教育訓練の抜け防止に有効である。
対策の提言A-1-4：
安全管理部は、放射線安全取扱手引の核燃料物質の貯蔵の条件等を含め、利用者が狙いや背景を理解できる記載となっているか、保安活動に関するルールを維持管理するため、文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること（組織の要因A-1-2 の対策に関連）・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：
品質マネジメントシステム（QMS）の要求事項である文書レビューを確実に行うことが可能になり、有効と考える。
対策の提言A-1-5：
燃材部（燃料試験課）は、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、関係する研究者を含めて安全への影響等を含め変更内容を会議体で審議し、妥当性を確認する等、変更管理の仕組みを構築すること

37

・効果点：やりやすくする（点数 4）
課の課題等を部レベルで技術的審議をする安全技術検討会を活用できる。
・対策後の残留リスクや副作用：
技術的な判断を必要とする場合に、誤った意思決定を防止する仕組みとして有効と考える。
対策の提言A-1-6：
燃材部（燃料試験課）は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している
燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置する方向が決定している燃料研究棟の計画が安全かつ計画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け見直しすること
・効果点：やりやすくする（点数 4）
廃止措置の計画を踏まえ、検討すると効果的と考える。
・対策後の残留リスクや副作用：
所幹部のリーダーシップの下に、組織改編に伴う費用対効果を考慮し、他部署との調整及び組織改編に関する組織的判断に加えて、保安管理組織の変更に関する認可手続きが必要である。
対策の提言A-1-7：
燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行うこと（組織の要因A-1-1 の対策と同じ（管理台帳））
・効果点：できる能力をもたせる（点数 2）
教育訓練計画において具体的方法を検討する必要がある。
・対策後の残留リスクや副作用：
潜在的リスクを検出する能力を高める地道な取り組みが必要である。事例教育もその一つであるが、具体的な目標を立てないと効果が得られない可能性がある。
対策の提言A-2-1：
大洗研究開発センター（燃材部）は、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手し保安活動に反映する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努めること
・効果点：やりやすくする（点数 4）
入手可能な範囲の情報を設定し、組織的な対応が継続できる仕組みが必要である。
・対策後の残留リスクや副作用：
プルトニウムを扱い研究開発を行う部署として、プルトニウムの取り扱いに関する38

国内外の安全情報を把握しておくことが必然である。そのうえで、トラブル事例、国際的標準の入手は必要最低限の情報と考える。
ただし、有益な情報を適切に取捨選択する必要がある。
対策の提言A-2-2：
原子力機構（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）
は、IAEA等の安全情報を含め、原子力施設に関連する国内外での安全管理に有用な情報等を入手し、重要な情報が何か明示した上で互いにその情報を認識し合う等、関連拠点及び各部署と適切なコミュニケーションを図って情報共有する仕組みを充実する
こと
・効果点：やりやすくする（点数 4）
入手可能な範囲の情報を設定し、組織的な展開が継続してできる仕組みが必要である。
・対策後の残留リスクや副作用：
原子力研究開発機関として、プルトニウムの取り扱いに関する国内外の安全情報を把握し、拠点に情報提供する役割がある。機構として現場の技術力を高めるための取組みとして、トラブル事例、国際的標準の入手は必要最低限であり、入手した情報を分析し、有益な情報を適切に取捨選択し水平展開を行う必要があると考える。ただし、組織的に実施するためには専門性を考慮した体制の充実が必要になる。
対策の提言A-3-1：
燃料試験課は、潜在的なリスクに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行うこと（組織の要因A-1-7 の対策に関連）・効果点：できる能力をもたせる（点数 2）
・対策後の残留リスクや副作用：組織の要因A-1-7 と同じ。
対策の提言A-3-2：
燃材部（燃料試験課）は、潜在的リスクが存在する作業である 3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を作成できるようにするため、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にすること
・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：
品質マネジメントシステム（QMS）の要求事項である個別業務に係る作業計画について３H作業を主体として非定常作業に対する管理の考え方が整理できると考える。ただし、必ずしも作業計画作成を期待するものではないため、管理者は潜在的リスク及び39

作業者の力量に応じて、適切な判断が必要になる。
対策の提言A-3-3：
大洗研究開発センターは、品質マネジメントシステム又は安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である３H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対するホールドポイントを含む作業計画の作成基準を明確にすること（組織の要因A-3-2 の対策に関連）・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用： 組織の要因A-3-2 と同じ。
対策の提言A-3-4：
燃料試験課の管理者は、保安活動に関する課員からの情報を意識して確認すること及び重要な情報が何か互いに認識し合うこと等、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行す
ること
・効果点：自分で気づかせる（点数 1）
現場の問題、課題を吸い上げることが重要であり、「報告、連絡、相談」の相談、連絡及び結果の報告を励行することが重要と考える。
・対策後の残留リスクや副作用：
フェイス・ツー・フェイスを基本として情報を共有する（互いに考える）ことにより、問題、課題を共通認識することができ、意思疎通を図ることが可能になる。ただし、管理者による一方的な情報伝達にならないようフラットな職場環境が必要になる。
対策の提言A-3-5：
この対策の提言は組織の要因A-2-1 の対策の提言と同じである。
・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：組織の要因A-2-1 と同じ。
対策の提言A-3-6：
この対策の提言は組織の要因A-2-2 の対策の提言と同じである。
・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：組織の要因A-2-2 と同じ。
対策の提言A-4-1：
大洗研究開発センター所長及び燃材部長は、施設管理が適切にできるよう管理スパ

40

ンを考慮する等、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業の管理体制を構築すること・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：
所幹部のリーダーシップの下に、保安活動における管理者の役割が果たせるよう適正な要員配置が必要になる。組織の要因A-1-6 の対策と合わせて検討が必要である。
対策の提言B-1-1：
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊急時の対応について、役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築すること（組織の要因A-4-1 の対策に関連）・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：対応要領等が制定又は改定された後、実践的な教育訓練を繰り返し、継続して行い、緊急時対応力を高める必要がある。各施設で訓練を実施することになり、有効と考える。
対策の提言B-1-2：
大洗研究開発センターは、広範な身体除染を伴う事故を想定し、定期的な訓練の実施や必要な資機材の整備を含め、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手
順を明確にすること・効果点：やりやすくする（点数 4）
・対策後の残留リスクや副作用：手順等が制定された後、実践的な教育訓練を繰り返し、継続して行い、緊急時対応力を高める必要がある。 各施設で訓練を実施することになり、有効と考える。
6.5 組織要因の抽出6.3 で抽出した18 件の組織の要因から組織要因を抽出するためJOFL(JNES組織要因表)の分類から再整理した。
(1) 業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない【組織の要因A-1-5】(2) 施設保安に係る体制が一体化していない【組織の要因A-1-6】(3) 核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない【組織の要因A-1-1、A-1-2、A-1-7】

41

(4) 核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない【組織の要因 A-1-3】(5) 国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない【組織の要因 A-2-1、A-2-2、A-3-5、A-3-6】(6) 作業手順等のルール化する仕組みが十分でない【組織の要因 A-1-4、A-3-2、A-3-3、B-1-2】(7) 潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた【組織の要因 A-3-1（A-1-7）、A-3-4】(8) 自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった 【組織の要因 A-4-1、B-1-1】(1) 業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない
平成 2 年当時、プルトニウム技術開発室長 B は、実験済エックス線回折用試料から核燃料物質と有機物を分離、除去するための酸化処理の方法等、安定化処理について方針を変更する際、技術的な知見を有する研究員を含め関係者間で検討していなかった。また、プルトニウム技術開発室においても、この酸化処理の方法等について研究員を含め関係者間で変更内容の妥当性を検討していなかったことが組織の要因として挙げられている。
このことは、保安活動に係る重要な業務の変更について、組織として妥当性の確認が行われているとは言えず、業務プロセスに不備があり、誤った意思決定を避ける仕組み（妥当性の確認）が機能していなかったといえる。
以上から、業務の変更管理を行う際にはその妥当性を確認する業務プロセスを仕組みとして構築する等、誤った判断を避けるための防止措置を機能させることが重要である。
(2) 施設保安に係る体制が一体化していない
大洗研究所に燃料研究棟を建設した頃は東海研究所のプルトニウム燃料研究室が建設等の対応を実施していたが、大洗研究所に建設することから保安管理上の体制を明確にする関係で新たにプルトニウム技術開発室を設置しプルトニウム燃料研究室の研究員の一部がプルトニウム技術開発室に異動した。当時のプルトニウム技術開発室の組織規程から


プルトニウム燃料取扱設備の運転、保守及び技術開発に関すること

プルトニウム管理技術の開発に関することが業務として明確になっており、実験済みとなったエックス線回折用試料の処理については、プルトニウム技術開発室の役割であったことは明白である。
一方、プルトニウム燃料研究室は、自ら研究に使用した実験済核燃料物質の管理を組織規程に従いプルトニウム技術開発室が行うものと考え、核燃料物質の移動に際して必要な情報（種類、量等）はプルトニウム技術開発室に棟内移動票という形で提供してい42

たものの、結果的に酸化処理しているものと思い込んでいたことがインタビュー等で明らかであることから、当該試料の処理について関与が希薄であったことが推測される。
平成 3 年にプルトニウム技術開発室が、実験済エックス線回折用試料を酸化処理せずに貯蔵容器に保管したが、それ以降も、研究員は当該試料を酸化処理しているものと思い込み、燃料試験課から貯蔵容器の内容物の状況について確認を求められた際に誤った情報を伝える等、複数の組織が施設の運営に携わることによって保安上の責任・権限が曖昧になってしまい、安全確保・維持に対する体制が一体化していない不備があったといえる。
以上から、廃止措置に向けた対応を進める施設等、保安管理を一体となって進める必要のある組織にあっては、より確実に保安活動ができるよう体制を見直す必要がある。
(3) 核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない
燃料研究棟における核燃料物質の管理は、核燃料物質の種類、性状、量、保管場所を明確にした計量管理上の情報が重要であったことから、今回の事故の原因である有機物との混在については重要視されていなかった。今回の事故を教訓に核燃料物質の貯蔵においては、核燃料物質の種類、性状、量、保管場所のほか、保管状況、混在している物
質といった貯蔵容器の内容物を明確にした管理情報や点検等を実施した場合はその記録を確実に残し、確認できるシステムを構築すべきである。そのためにも核燃料物質を安全に貯蔵し保管するための技術基準を明確にしてその基準に従って保管することが重要である。
(4) 核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない作業員や研究者等の多くの関係者が、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件に記載されている要件（放射線分解によるガス圧上昇に十分注意する）を知らなかったことや室内が全面的に汚染したり身体の大部分が汚染するような重大な事故等を想定した訓練を行っていない等、これまで汚染事故はなかったから大丈夫ということからなのか保安上必要な教育訓練が不十分であった。
安全に対する感受性を高め、現場力を向上するためには、適切な教育訓練を実施するとともに、その結果として作業等が実行できるようにすることが重要である。そのためにも実効的な教育訓練を実施する必要がある。
(5) 国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない
原子力機構では、これまでも国内外の事故情報や原子力規制庁の情報を安全・核セキ
ュリティ統括部が各拠点に対して情報提供してきた。また、情報提供や水平展開として実施条項を確認すべき事項については、より確実な対応を図るため水平展開実施要領を改定しより充実した活動を進めてきている。

43

一方、今回の事故で、IAEA や DOE で発行されたプルトニウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する情報について施設管理に反映していない等、原子力施設における国際的基準等の知見を反映する予防処置が十分ではなかった。
以上から、原子力施設における国際的基準等の知見を収集し原子力施設の管理に反映する予防処置を充実する必要がある。
(6) 作業手順等のルール化する仕組みが十分でない
今回の事故で、以下のような仕組みが明確になっていないことが明らかとなった。


詳細な作業手順やホールドポイント等、個別作業を計画する際の要求事項を明確にした手順が定められていなかったこと



室内全域汚染や身体汚染するような事故を想定した緊急時対応の手順を明確にしていないこと

汚染事故を想定した身体除染や脱装を行う手順等を整備していないこと
仕組みを明確にすることは、誤った判断や行動を未然に防止するとともに、事前の計画でリスク等を含め入念に確認することで事故防止につながる。また、複数の作業員が同じ認識を持つためにも必要な手順を明確にする必要がある。
(7) 潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた
今回の事故では、①有機物と混在した核燃料物質を酸化処理せず貯蔵容器に貯蔵したことを発端に、②平成 8 年に貯蔵容器内の点検確認をしたものの、保管状態の不備を改善しなかったこと、③平成 8 年の点検記録を平成 28 年 8 月に情報提供されたものの、内容を共有していなかったこと、④作業計画書を作成する際に、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んで簡単な作業計画を策定したこと等、過去から現在に至るまで、安全確保に対する慎重さに欠けていた。
特に、当初の①及び②の情報が整理され継承されていれば、作業計画を策定する際により慎重に扱うことができ今回のような事故に至らなかったと考える。
今回の事故を踏まえ、過去における情報の不確かさが認められる場合は、安全確保を
より確実にするため、事実を確実に把握するとともに、把握できない場合はより慎重な計画を策定する等、安全確保を確実にするよう、潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を積極的に進める必要がある。
(8) 自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった
今回の事故において、管理者が自ら作業を実施し作業の継続の判断を慎重に対応した
ものの、作業の判断に関して相談することなく作業を継続してしまったり、緊急時の判44

断でも、結果的に役割・責任が果たせなかった状況にあった。このような状況にならな
いよう、大洗研究開発センター及び燃材部として組織体制の充実や人的資源の配分等を適切に行う必要がある。
6.6

根本的な原因の特定6.5 で抽出した 8 項目の組織要因を踏まえ、今回の事故の根本的な原因を特定するため以下の3 項目に分類した。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確（封入時）⇒組織要因(1)から組織要因(3)が該当する。
(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でなかった（封入・保管管理）⇒組織要因(4)及び組織要因(5)が該当する。
(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でない（作業計画・作業時）⇒組織要因(6)から組織要因(8)が該当する。
上記(1)、(2)及び(3)が十分でなかった要因を更に深く掘り下げると根本的な原因には、「核
燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組が十分でなかった：(a)保安活動を改善する取組が十分でなかった」
こと及び「現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）
が十分ではなく、定常作業としてプルトニウム汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったこと等、誤った判断を避ける取組が十分でない：(b)潜在的リスクに対して慎重さが十分でなかった」ことが挙げられる。
そして、(a)及び(b)が十分でなかったのは、すなわち「長期間にわたり保管してきた核燃
料物質のリスク、並びに緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行うことが十分でない： (c)上級管理者の関与が十分でなかった」ことが根本的な原因として挙げられる。これらの根本的な原因について、以下のような対策を講じることが重要である。
(a) 保安活動を改善する取組が十分でない・管理者は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の取り扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応にかかる作業手順等によって明確になっているか等、レビューを確実に行う。

・

部長は、複数の組織で共通する不適合や気づき事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組みを構築する（部レベルのCAPの実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。

45

(b) 潜在的リスクに対して慎重さが十分でない・ 管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認する等、潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・

管理者は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解したうえで、事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。

(c) 上級管理者の関与が十分でない・

上級管理者（所長、部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、管理者に必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導する等、継続的改善が定着する環境をつくる。

7. 根本原因分析のまとめ
燃料研究棟で発生した汚染事故について、根本原因分析を実施した。今回の事故の原因は、平成 3 年 10 月に、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反して貯蔵容器 No.1010 に実験済エックス線回折用試料が酸化処理されずにポリ容器に入れられ、樹脂製の袋（二重）に封入された状態で貯蔵されていたものであった。また、平成 8
年 7 月には、貯蔵容器 No.1010 の内容物のポリ容器が変色、損傷し、樹脂製の袋が膨張しているなどの異常が確認されたにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への変更や点検などの改善が行われなかった。さらに、これら情報が正式な保安記録として保管されず、継承がなされないまま、21 年後の平成
29 年 6 月 6 日に当該貯蔵容器 No.1010 の蓋が開けられ、樹脂製の袋が破裂し放射性物質が飛散して室内汚染と作業員 5 名が内部被ばくした。これら当時の核燃料物質の取扱い、貯蔵に関する状況を調査するとともに、事故により汚染と内部被ばくに至った
管理上の組織的な要因を分析した。
調査では、関連する文書、記録等から、客観的な事実を収集するとともに、必要に応じて関係者からの聞き取り調査等を実施した。調査した事実関係から 5 項目の問題
事象に対して、12 項目の直接要因とその背後にある18 項目の組織の要因を抽出した。
また、抽出した組織の要因を踏まえ、対策の方針を提言した。これら組織の要因に対してはそれぞれ対策を講じる必要があるが、今回の事故の根本的な要因を抽出するため、18 項目の組織の要因から類似性のある組織要因として 8 項目を抽出し、3 項目に分類した。さらに、それらを深く掘り下げ、今回の事故を踏まえ最も改善が必要と思
われる根本的な原因を３つ特定した。

46

大洗研究開発センタ―及び関連部署は、当該根本原因分析の対策の提言を踏まえ、具体的な是正処置計画を立案するとともに、実効的な活動となるよう対策の有効性を評価し、継続的な改善を進められたい。
以

47

上

48

理事長

安全・核セキュリティ統括部長

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チーム

大洗研究開発センター 燃料研究棟における汚染に関する原因分析チーム
図 3－1 分析チームの組織上の位置付け（分析チーム）

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チーム
リーダー
安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チームメンバー（調査・分析）：協力者を含む
安全・核セキュリティ統括部 4 名
核燃料サイクル工学研究所
1名
原子力科学研究所
1名

計6名：分析の主体

図 3－2 分析チーム等の体制

49

別添 3－1 分析チームの構成及び取組み
1．分析チームの構成員（7 名：協力者を含む）
リーダー： 安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長
安全・核セキュリティ統括部 技術主席（～6/30：品質保証課長）
安全・核セキュリティ統括部 次長
安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課 マネージャー
原子力科学研究所 福島技術開発試験部 臨界技術第１課

協力：原因分析チーム

核燃料サイクル工学研究所 再処理技術開発センター
化学処理第２課 技術副主幹

協力：技術専門家

安全・核セキュリティ統括部 安全・核セキュリティ推進室

3．取組みの経緯等（1）調査期間
平成 29 年 6 月 26 日～平成 29 年 10 月 13 日
（2）会合
・ 平成29年6月26日から分析チームは、大洗研究開発センターにて記録・要領等の処理手順の不備に関する調査活動を開始
・ 大洗調査チームとともにエビデンスの調査、時系列の作成・確認、聞き取り調査及び分析チームによる要因分析を実施（3）聞き取り調査
平成 29 年 6 月 28 日～平成 29 年 12 月 11 日まで、大洗にて実施（メール等による確認を含む）：延べ 95 名

50

表5-1
年月
昭和49年
昭和50年
昭和51年
昭和52年
昭和53年
昭和54年
昭和55年
昭和56年
昭和57年
昭和58年
昭和59年
昭和60年
昭和61年
昭和62年
昭和63年
平成元年
平成2年
平成3年
平成4年
平成5年
平成6年
平成7年
平成8年
平成9年
平成10年

2月
4月
10月
4月
10月
6月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

燃料研究棟で業務を実施していた組織の変遷（1/2）
燃料研究棟施設管理部署の変遷
燃料研究棟研究主体部署の変遷
燃料研究棟設置

大洗研究所管理部
プルトニウム技術開発室設置

東海研究所
燃料工学部
プルトニウム燃料研究室（S42.11.1～S63.3.31）

日
本
原
子
力
研
究
所

大洗研究所
管理部
プルトニウム技術開発室（S51.6.1～H17.9.30）

東海研究所
燃料・材料工学部
プルトニウム燃料研究室（S63.4.1～H5.3.31）

東海研究所
燃料研究部
ＴＲＵ燃料研究室（H5.4.1～H10.4.8）

4月

東海研究所
エネルギーシステム研究部
新型燃料燃焼研究室（H10.4.9～H11.3.3.1）

10月

51

表5-1
年月
平成11年

燃料研究棟施設管理部署の変遷

平成16年
平成17年

4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

平成18年

4月

平成12年
平成13年
平成14年
平成15年

10月
平成19年
平成20年
平成21年
平成22年
平成23年

4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月
4月
10月

平成24年

4月
10月

平成25年

4月
10月

平成26年

燃料研究棟で業務を実施していた組織の変遷（2/2）

4月

大洗研究所
管理部
プルトニウム技術開発室（S51.6.1～H17.9.30）

燃料研究棟研究主体部署の変遷

東海研究所
エネルギーシステム研究部
新型燃料燃焼研究グループ（H11.4.1～H17.9.30）

原子力機構発足
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
超ウラン元素燃料挙動評価研究
グループ
大洗研究開発センター（H17.10.1～H18.9.30）
燃料材料試験部1)
燃料製造試験課（H17.10.1～H23.3.31）
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ（H18.10.1～H24.3.31）
大洗研究開発センター
2)
燃料材料試験部
燃料試験課（H23.4.1～H24.9.30）
原子力基礎工学研究部門
燃料・材料工学ユニット
大洗研究開発センター
3)
燃料高温科学研究グループ
福島燃料材料試験部（H24.4.1～H26.3.31）
燃料試験課(H24.10.1～H26.3.31)
原子力科学研究部門
原子力基礎工学研究センター
燃料・材料工学ユニット
燃料高温科学研究グループ（H26.4.1～H27.3.31）

4)福島研究開発部門
大洗研究開発センター
10月
福島燃料材料試験部
燃料試験課（H26.4.1～H28.3.31）
平成27年
4月
原子力科学研究部門
10月
原子力基礎工学研究センター
5)
平成28年
4月
高速炉研究開発部門
燃料・材料工学ディビジョン
10月
大洗研究開発センター
燃料高温科学研究グループ
平成29年
4月
福島燃料材料試験部（H27.4.1～現在）
燃料試験課（H28.4.1～現在）
1) 法人統合時、核燃料サイクル開発機構の組織であった燃料材料試験部へ移設
2) 燃料製造試験課廃止。既存の燃料試験課へ燃料研究棟施設管理業務を移設
3) 部名変更
4) 部門制への移行
5) 福島燃料材料試験部の他部門への移設

52

日
本
原
子
力
研
究
所

日
本
原
子
力
研
究
開
発
機
構

年

２．Pu・U混合炭化物等の酸化処理

１．実験済核燃料物質（スクラップ）の酸化処理

歴代のﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ技術開発室長
・H17.10から燃料製造試
験課
・H23.4から燃料試験課

項目【燃料研究棟】

５．貯蔵容器の点検等

４．貯蔵容器No.1010への実験済エックス線回折用
試料の封入

３．冷温焼却法によるα焼却炉の技術開発（エポキシ樹脂の効果的な処理方法）

53

57

59

室長A

60

61

63

元年

4

室長B

5

6

7

8

室長C

10

室長D

9

室長E

13

室長F

14

15

→即応できず非破壊測定で代替

・H7.11 予告なしの秤量申し入れ（IAEA査察） ・H6.11 ﾊﾟｯｼﾌﾞ中性子法測定1718 19～22 23

課長H

課長J

24～26
28

課長K

27

29

★
・H29.6.6事故発生

管理に伴う確認作業

・H29.1～6
核燃料物質の不適切な・H28.8 H8点検結果の共有

課長I▼原子力機構発足
室長G

16・H8.5～H8.7 64容器内確認
23容器内再梱包（ﾋﾞﾆﾙﾊﾞｯｸ破損有）・H7.8 61容器内確認12

平成

酸化処理の技術開発と核燃料物質（実験済エックス線回折用試料）の貯蔵に関する変遷

・S59.11 貯蔵容器68個検査合格証

11・H8.10 Pu窒化物

・H3.10 貯蔵容器No.1010に封入

・H1.10 酸化加熱用のGBox群に移動

S63.6～H1.5コールド試験

S62.10 α有機性廃棄物焼却装置の施設検査合格証

・H2.5～H4.1（放射線損傷）→金属容器に緊急詰替え

図5-1

3

・S62.3 X線回折用試料約150個を打抜き酸化加熱処理等に備えた

・S59.9,11,12塩化ビニル製容器損傷（技術開発）

2（ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ技術開発室）

62

・S58.2X線回折用試料打抜き
定常的に酸化加熱処理を実施(S58.6～（ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ燃料研究室）

58

昭和添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(1/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B
昭和49年 1974年 2月
昭和52年 1977年 5月

昭和53年

燃料研究棟、建設完了
プルトニウムの取扱いを開始1978 8月

高速炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料の研究開発のあゆみ（抜粋）1988年3月
１．序
燃料研究棟は,昭和49年2月,高速増殖炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料の研究開発のために大洗研究所に建設された。同棟には燃料製造,確性試験,物性研究,燃料ピン製作まで,照射特性の実証に必要な装置が整備されている。プルトニウ
ムの取扱いは昭和52年5月,製造ラインで開始された。

【凡例】

昭和55年 1980年 1月
混合炭化物及び窒化物燃料のX
線回析用試料の新作成法の開発

昭和55年 1980年 2月

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：・プルトニウム技術開発室は、酸化処理作業に関して実施するのは当たり前のこととして作業計画、要領や記録、貯蔵容器内容物ついて記録を残すとのルールは無かった。実際には酸化処理作業は行わずに長期間保存されていた。またX線回析試料の焼却処理状況について研究部門と施設側で共有化されていなかった。

貯蔵室の使用変更

昭和56年 1981年 8月
貯蔵室の使用変更検討

燃料研究棟 月報（昭和56年8月）(抜粋)
１．安全関係
3）核燃料関係
二）貯蔵室の使用変更
55年度に表記の作業をすすめたが、前年度末に至り、貯蔵室の使用状況について今後の推移を検討した結
果、貯蔵能力が限界に達することが判明した。その結果、使用変更の基本方針としてA)棚１個あたり貯蔵容器5本（55年度は4本として検討）とする。
B)貯蔵棚1段増設し、合計4段×4棚/段(=16棚)を決定し、臨界計算等の準備をすすめることとした。

燃料研究棟 月報（昭和58年3月）(抜粋)
２．安全関係（2）核燃料関係
ロ．さる、57年11月25日付け57原研52第123号で申請した核燃料貯蔵室の使用方法の変更等は58年3月26日付け、57安（核規）第724号によって科学技術庁長官の許可をうけた。この後、設計及び工事の方法の届出、施設検査、保安規定の改正等を行う。

昭和58年 1983年 2月

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：
・X線回析試料は、貯め込んでいて、ずっとGBに入っているイメージだった。受け取った試料は、フォルダーが大きいのでPu技術開発室としては試料部分だけ打ち抜きを行っていた。

X線回折試料の打抜き（Alホルダーからの分離）、酸化処理
X線回折試料の核燃
料物質をALホル

頂上事象

→

問題事象

→

直接要因

→

JAERI-M 8718 U-Pu混合炭化物のX線回折用試料の作成法（抜粋）1980年3月
プルトニウム技術開発室 室長B（1980年1月29日受理）

背後要因

→

U-Pu混合炭化物系燃料物質の粉末は，空気中においてきわめて不安定である。これらの粉末を空気雰囲気中での変質なく，デイフラクトメータによってX線回折するための試料作成法を新たに考案した。本法では．不活性ガス雰囲気グローブボックス中で粉末試料を少量のエポキシ系樹脂と混合し．これをX線試料板にモールドする。本法で作成した試料は．つぎのような優れた性能を有している。
(1) 試料の量が少くてよい（ 0.2 g以下）。
(2) 空気雰囲気グローブボックス内のX線回折においても， U-Pu混合炭化物粉末は変質しない。

組織要因を含む背後要因→

高速炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料の研究開発のあゆみ（抜粋）→プルトニウム技術開発室 室長B考案
1988年3月
7.3.6 X線分析
(2)混合炭化物及び窒化物燃料のX線回析用試料の新作成法の開発(54-10)
ウラン・プルトニウム混合炭化物系燃料物質の粉末は。空気中においてきわめて不安定である。これらの粉末を空気雰囲気中で変質させることなく,デイフラクトメータによってX線回折するための試料作法を新たに考案した。本法では.不活性ガス雰囲気グローブボックス中で粉末試料の少量をエ
ポキシ系樹脂と混合し,これをX線試料板にモールドする。本法で作成した試料は,つぎのような優れた性能を有している。
(ⅰ)試料の量が少なくてよい(0.2g以下)。
(ⅱ)空気雰囲気グローブボックス内のX線回折においても,ウラン・プルトニウム混合炭化物粉末は変補足→

インタビュー→

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：
・Ｘ線回析試料の打抜き作業はそれほどではないが、やったことある。打ち抜いた試料は金属容器に入れて、GB内で保管する。残りのアルミ部分は、GBの方の金属じゃないような容器に入れた。
タッパーとかプラスチック容器にも入れた記憶がある。ただ、作業自体は頻繁になかった。ある程度たまってきてから、やるような感じだった。
基本的に核燃料物質は、金属容器に入れようということになっていた。

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：・プルトニウム技術開発室では、打抜き後の試料を貯蔵容器に収納してその状態を記録し保管するといったルールは文書になっていなかった。

昭和58年 1983年 3月
燃料研究棟 月報（昭和58年2月）(抜粋)
２．安全関係（2）核燃料関係
ハ 現在保管中のX線回折済み試料について、ALホルダーからの取りはずし作業は、全て終了した。

貯蔵室使用方法の変更の許可昭和58年 1983年 5月
核燃料貯蔵室貯蔵棚の増設、貯蔵容器の自主検査

燃料研究棟 月報（昭和58年5月）（抜粋）
２．安全関係（2）核燃料関係
イ．57年度以来すすめてきた核燃料貯蔵室の使用変更は大詰めを迎え、5月23日には自主検査報告を提出、25日には施設検査を終了した。追って合格証の交付、保安規定の改正をまって増設したプルトニウム濃縮ウラン貯蔵棚を使用する。
なお、保安規定の改正は、5月13日、水戸原子力事務所へ説明し、27日、

昭和58年 1983年 6月
核燃料貯蔵室貯蔵棚の増設、貯蔵容器の施設検査合格

燃料研究棟 月報（昭和58年6月）（抜粋）
１．安全関係
2）核燃料関係イ）5月25日に受けたプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵棚及び貯蔵容器の施設検査の合格証は、58安（核規）第306号、58年6月6日付で得た。

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：・マニュアルはないが、核燃を貯蔵容器に戻すときには、炭化物、窒化物の燃料に関しては、化学的に活性なので、アルゴンカス雰囲気で使う、戻すときは、酸化還元炉で、酸化物にきちんとしてから貯蔵庫に戻そうという認識だった。そういう行為をしないと戻せないと、上司から強く言われていた。

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：
・X線回折済み試料というか、樹脂を一回だけ酸化還元炉に通したときに、すすが出て、上司に連絡して、やめようということになった。いずれにしても、X線回折フォルダ、顕微鏡観察用のマウント試料
とか、有機物がからんだようなものは、GBで様々な容器に入っていて、長い間置いてあったなという記憶がある。処理できなくて、最終的に戻さないといけないねと、棟内では話していた記憶がある。

燃料高温科学研グループ 研究者Aインタビュー結果：
・当時Puと濃縮ウランの貯蔵容器に限定するが、原料のPuO2、濃縮ウランの粉が確実に入っている。また、実験済みの試料を戻して保管していた。そのルールについては、当時明確にマニュアルとか文書とかあった記憶はない。
・炭化物とか窒化物の試料については、倉庫に戻すときは、酸化処理して、酸化物にして戻すか、
あるいは、炭化物とか窒化物のペレットは密封性のある金属容器に収納して、バックアウトして貯蔵するという共通認識があった。貯蔵については、実際に原料のPuとか濃縮ウランをバックインして、試験に使う分だけを取って、その残りの原料を貯蔵庫に戻すといった作業は自分でしていた記憶がある。

燃料高温科学研グループ 研究者Aインタビュー結果：・プルトニウム技術開発室は、使用済の試料等をどのように集め、どのように保管して、どれだけ貯まったら、どのように処理するかというルールは存在せず、処理作業のマニュアルもなかった。

燃料高温科学研グループ 研究者Aインタビュー結果：
・当時は、X線回折済み試料をしばらくGBに置いておくのは悪いことではないと思っており何も考えずに保管していた。

プルトニウム技術開発室 室長Gインタビュー結果：・焼却処理作業について、ルールをしっかり作って、定常業務としていけば今回のようなトラブルは免れたのかなと思う。以前から焼却に関する手順はなかった。

【要因1-1】
前身のプルトニウム技術開発室が平成3
年に核燃料物質の封入を行ったが、初代
プルトニウム技術開発室長Aは実験済
エックス線回折用試料の減容及び核燃料物質の回収のため酸化処理の方法を確立し、アルミニウム製の試料ホルダーから
核燃料物質の粉末を固めたエポキシ樹脂の打ち抜き作業を実施し、、昭和58年6月から昭和61年5月にかけて酸化還元炉で酸化処理を実施したが、酸化処理と内容物の記録を残していなかった【要因1-2】初代プルトニウム技術開発室長Aは、貯
蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引き継ぎする必要があったが、計量管理の移動票（棟内
移動票を含む）で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料
物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった【要因1-3】
プルトニウム技術開発室では、貯蔵容器に封入した核燃料物質の状態の記録について棟内移動票で貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録していたが、それらを含め保管状況等を整理した記録を保管してなく、貯蔵容器の内容物の管理票がない【要因1-4】
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵
容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていない等、核燃料
物質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されな
いまま運用されていた

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(2/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B

昭和58年 1983年 11月
U・Puの回収

燃料研究棟 月報（昭和58年11月）（抜粋）
１．安全関係（３）試験
イ．X線回折試験済試料を熱分解し、Pu・Uを酸化物として回収した。約70％の重量減を確認したが、この減量は、樹脂分であり、核燃料物質の減量はほとんどないとみられる。

回収したU・Puの溶解

燃料研究棟 月報（昭和59年3月）（抜粋）
２．試験関係ハ）X線回折ずみ試料から58年度に回収した（U､Pu）酸化物約■g（累積量）の溶解を行い、ひきつづいてPu分析を行う予定である。なお、X線回折ずみ
試料よりPuを回収する技術については3月19日づけ日刊工業新聞に紹介された。

昭和59年 1984年 2月
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器B型10個の施設検査合格

燃料研究棟 月報（昭和59年2月）（抜粋）
１．安全関係（２）核燃料関係
イ 58年度製作分のプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器はB型10個の施設検査は15日行われ、合格した。

昭和59年 1984年 3月

昭和59年 1984年 8月
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器28個、貯蔵用
試料容器100個を製作、納入燃料研究棟 月報（昭和59年8月）（抜粋）
1．安全関係(2)核燃料管理イ)プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器28個とこの容器のうち容器としてある
いはグローブボックス内で試料等の保存に使用する貯蔵用試料容器100個を製作し、納入された。
なお、前者については10月に原子力安全局の施設検査を受けるべく準備をすすめている。

昭和59年 1984年 9月
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器B型43個の自主検査

燃料研究棟 月報（昭和59年9月）（抜粋）
1．安全関係(2)核燃料管理イ)プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器B型43個の施設検査についてはその要領のヒアリングを9月14日、28日に受け、ついで28日には自主検査報告を提出した。

貯蔵容器の点検
塩化ビニル製容器損傷、金属製容器に詰替え、樹脂製の袋の交換
貯蔵容器詰替作
業
・使用中の容器がγ線等により損傷。
・塩化ビニル製容器から金属製容器に詰替え。

燃料研究棟 月報（昭和59年10月）（抜粋）
1．安全関係(2)核燃料管理イ)プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器B型43個の施設検査は10月19日に行われ、全数合格した。この結果、予定した68個全数の製作を終了した。

燃料研究棟 月報（昭和59年9月）（抜粋）
1．安全関係(2)核燃料管理ロ)核燃料物質試料容器詰替作業：
現在、使用中の容器はPuが放出するγ線等により損傷（着色、硬化等）がすすんでいるため、新容器（SUS304、厚さ5㎜）に詰替えることとした。詰替対象容器は、約30個あり、9月末までに15個の詰替えを終了した（旧容器：
塩化ビニール製）。

昭和59年 1984年 10月
プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器B型43個の施設検査合格
燃料試験課 作業員E、作業員D及び作業員Cイン
タビュー結果：・(作業員E、作業員D及び作業員Cは、)放射線安全取扱い手引の貯蔵の条件に、放射線分解による内圧の上昇に注意するという記載を知らなかった。

昭和59年 1984年 11月

昭和59年 1984年 12月

放射線安全取扱手引改正

福島燃料材料試験部 次長インタ
ビュー結果：
・放射線安全手引の記載は知らなかった。事故後の対応で知った。

大洗研究所放射線安全取扱手引 昭和59年11月30日（抜粋）3.3 放射性物質の貯蔵
3.3.3 貯蔵の条件(1)空気汚染を起すおそれのあるものを貯蔵するときは,気密な機造の容器を用いる。
(2)放射性液体は,原則として容器に密封し,流出しても汚染が広がらないように受皿などを用いて貯蔵する。
(3)核燃料物質を貯蔵するときは,量の制限,空間配置の制限等を施し,臨界事故を起さないようにしなければならない。
(4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。

放管2課応援者Dインタビュー結果：・手引きに「放射線分解によるガス圧上昇に注意する。」との記載があることは判っている。これは昔からの流れで来ている。基本的には、平成17年に旧原研とサイクルが統合したが、私は昭和50年入社で旧原研の者で、照射したものは内圧が上がって破裂したことが昔からあった。そういったことで、こういったものが入っていると思う。旧原研時代の時には、実験等で利用するので反映

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・放射線安全取扱手引に書かれていたことは知らなかった。しかし、常識的には分かっていた。これは、DOEのマニュアルに書いてある。
DOEの94年くらいに更新されているplutonium
handling manualというものがある。あと、IAEAのMOX facility standardというのにも書かれている。つまり、世界中のプルトニウムを扱う施設では常識だと思う。

燃料試験課 課長インタビュー結果：・有機物の反応でガスが発生することも認識はない。ただ、α崩壊でガスが発生することは燃料を取扱っている者であれば理解可能だが、量的には極微量であると考える。

燃料試験課 課長インタビュー結果：
・放射線安全取扱手引きの貯蔵の条件に、放射線損
傷によってガス圧が上昇するとの記載について認識はなかったが、燃料を貯蔵容器に収納する行為は研究
Gr.で行い、施設側はそれを受取るとの認識であった。

燃料高温科学研究グループ 研究者Aインタビュー結果：
・放射線安全取扱手引きの貯蔵の条件に、放射線損傷によってガス圧が上昇するとの記載について認識はなかった
が、燃料を貯蔵容器に収納する行為は研究Gr.で行い、施設側はそれを受取るとの認識であった。

燃料高温科学研グループ 研究者Aインタビュー結果：・手引に書いてあるのを知ったのは、事故の後である。
ただ事故当時、有機物が放射線分解でガスが発生するという知識はあった。まさかビニールバッグが破けて爆風を感じるほどガス圧が高まるというのは、想像もつかなかった。

プルトニウム技術開発室員Cインタ
ビュー結果：
・ガンマ線の影響により、ビニルバッ
グが変色したり、GB内のポリ瓶が劣化して色が変わって強度が小さくなったりというのは知っていた。

貯蔵容器詰替作業
・旧容器(塩化ビ
ニル製)一部損傷。
・樹脂袋の中に粉末漏れ。金属

貯蔵容器の点検並びに詰替作業・樹脂製の袋(樹脂包装部分)が劣化。

燃料研究棟 月報（昭和59年11月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理イ）貯蔵容器詰替作業
9月分報でのべたとおり、Puの第1次保管容器として使用してきた塩化ビ
ニール容器は長期間保管では放射線損傷をうけるので、代わる容器としてステンレス鋼製容器を製作した。旧容器から新容器の詰替えは、バッチ番号
P008（PuO2約■gPu、新容器25個）について、終了した。旧容器（塩化ビニ
ル製）には一部損傷しているものもあり、ビニル袋の中に粉末が漏れているものもあり、早急な詰替えが必要となった。このため、来月もひきつづきいて詰替え作業を行う予定である。

燃料研究棟 月報（昭和59年12月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理イ）スクラップ（マウント試料）の樹脂固化したもののビニル包装部分が劣化していたため、包装部分の交換を行った。この作業により、プルトニウム試料のうち、緊急を要するものの容器点検並びに詰替え作業は終了した。

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(3/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B
昭和60年 1985年 1月【要因1-8】
プルトニウム技術開発室長Bや兼務している研究者を含め歴代のプ
ルトニウム技術開発室（現燃料試
験課）員は、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件に記載している放射線分解によるガス圧上昇に関する重要事項について認識していなかった

昭和60年 1985年 2月

昭和60年 1985年 3月

保安教育、保安訓
練【要因1-9】
兼務している研究者を含めプルト
ニウム技術開発室（現燃料試験課）は、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件に記載している放射線分解によるガス圧上昇に関する重要事項について理解し核燃料物質の貯蔵に関する対応を検討する必要があったが、当該重要事項を認識していない等、放射線安全
取扱手引に記載された遵守すべ
き要件（貯蔵の条件）を理解させるため保安教育が不十分であった

燃料研究棟 月報（昭和60年3月）（抜粋）
1．安全関係（1）一般
ト）59年度の燃料研究棟の保安教育は、3月9日、放射線管理課員による「1976年米国ハンフォードにおけるアメリシウム被爆事故」の解説、また、保安訓練は、同日、「昭和59年大洗研究所総合防護活動訓練」のビデオテープの映写と反省会をもって行った。

炭化物燃料の酸化処理【要因1-10】
大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は核燃料物質の貯蔵の条
件に関する留意事項に関して理
解していない等、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった【要因1-11】
大洗研究開発センターは管理区
域で業務を行う者が理解できる
よう、放射線安全取扱手引の記
載内容を工夫する必要があったが、貯蔵の条件に関する記載が一般的な注意でしかないと読み取れる等、注意すべき狙いや背景が理解できない記載となっていた

Pu技術開発室員(平田)インタビュー結果：
プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・焼却処理作業については、JAERI－MEMOとか、Mレポート
等の知見により経験的に行っており、ルール化することは無かった。新たな焼却炉を使用しなくても、これまで使用してきた酸化還元反応炉で、少しずつ処理していけばよいとういう考えだったと思う。
（Ｈ－２にもインタビュウ共通）【要因1-12】
大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性を理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった

ウラン・プルトニ
ウム混合炭化物
スクラップの酸化処理

燃料研究棟 月報（昭和60年1月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
イ）前月来、続けてきたウラン・プルトニウム混合炭化物スクラップの酸化処
理はプルトニウム量計■gの処理を行い、ほぼ終了し、今後はPuで汚染したU炭化物の酸化処理を行う予定である。

スクラップの酸化処理

燃料研究棟 月報（昭和60年2月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理イ）前月にひきつづいて実験済試料（スクラップ類）の酸化処理を行った。今月はPuで汚染したU炭化物約■gの酸化処理を行った。

燃料高温科学研グループ 研究者Aインタビュー結果：
プルトニウム燃料研究室(荒井)インタビュー結果：
・X線回折試料にエポキシを使うとか、ベークライト樹脂を
・X線回析試料にエポキシを使うとか、ベークライト樹脂を顕微鏡観察に使うとかは、当時のPu技術開発室の技術開
発テーマになっていた。現に、熱分解して、樹脂が飛ぶといった試験について、当時のPu技術開発室の方はレポー
トに書いている。原子力学会誌や他のジャーナルにも載っている。
・私の認識では、炭化物、窒化物以外にも酸化物であっても有機物と混ぜたものについては、焼いて、処理をしているのだろうなと思っていた。有機物を焼くための温度条件なんかもレポートになっている。これらは昭和50年代後半か
ら平成のはじめくらいである。しかしマニュアル化はしていない。

【要因1-6】
初代プルトニウム技術開発室長Aは、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引き継ぎする必要があったが、ウラン・プル
トニウム混合炭化物燃料等は安定化処理のための酸化処理を徹底してきたことから、エックス線回折用試料も同様に酸化処理するものと考えルール化していな
かった【要因1-13】【要因〇】
プルトニウム技術開発室長Aは、実験
済エックス線回折用試料を酸化処理済みのエックス線回折用試料を酸化してから回収した核燃料物質を貯蔵処理してから回収した核燃料物質を容器に保管するための作業方法を貯蔵容器に保管するための作業方法
ルール化する必要があったが、エックをルール化すべきであったが、エック
ス線回折用試料の酸化処理は保管容積の減容として過去に定常的に実施してきたことから、いずれ酸化処理を再開すると作業者が理解しているとを再開するとしても作業者が理解して考えたと推定されるいると考えたと推定される（要因〇）(G- 2 )

昭和60年 1985年 7月

スクラップの酸化処理

燃料研究棟 月報（昭和60年7月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
イ. バッチ番号M999（U・Pu混合炭化物）の総重量■gの酸化処理を終了した。

炭化物試料の焼却処理

燃料研究棟 月報（昭和61年6月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
イ．炭化物試料スクラップの酸化処理作業（処理量■g）を行った。

昭和60年 1985年 9月
燃料研究棟 月報（昭和60年10月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
イ. X線回折済試料（（U, Pu）C、約100個、約■g）について、低温焼却法に
よって熱処理し、（U, Pu）酸化物として回収した。

昭和60年 1985年 10月

X線回折済試料の打ち抜き

燃料研究棟 月報（昭和60年9月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理イ）X線回折済試料約100個について、ホルダーに固定されている核燃料
物質部分を打ち抜き、取り外す作業を行った。

X線回折済試料の酸化処理
燃料研究棟 月報（昭和60年11月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理

昭和60年 1985年 11月

昭和60年 1985年 12月

昭和61年 1986年 4月

昭和61年 1986年 5月

昭和61年 1986年 6月【要因1-14】
再掲(H- 2 )

【要因1-16】
再掲(G- 3 )

α有機性廃棄物焼却装置の開発
α有機性廃棄物焼却装置の設計等検討

ロ. X線回折ずみ試料の低温焼却によるPu回収作業では、11月分として約■gの（U, Pu)O2を回収した。

燃料研究棟 月報（昭和60年12月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
ハ X線回折ずみ試料の低温焼却によるPu回収作業では、12月分として約■gの（U, Pu)O2を回収した。

燃料研究棟 月報（昭和61年4月）（抜粋）
1．安全関係（3）試験
本年度製作する「イオン交換樹脂焼却試験装置」及び「α有機性廃棄物焼却装置」の設計等の検討をすすめた。

X線回折済試料の酸化処理

X線回折済試料の酸化処理

X線回折済試料の焼却処理

X線回折済試料の焼却処理

燃料研究棟 月報（昭和61年4月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
ロ．X線回折済み試料のプルトニウム回収処理では、（U, Pu)酸化物として約■ｇを回収した。

燃料研究棟 月報（昭和61年5月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
ロ．X線回折済試料約150個の焼却処理を行い（U, Pu)O2約■ｇを回収した。

【要因1-16】
プルトニウム技術開発室長Aは、実験
済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するための作業方法をルール化する必要があったが、α焼却装置が稼働するようになれば後任者がルール化するものと考えたと推定される【要因〇】【要因1-14】
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済みのエック
試験課）では、実験済エックス線回ス線回折用試料を酸化処理して折用試料を酸化処理してから回収から回収した核燃料物質を貯蔵した核燃料物質を貯蔵容器に保管
容器に保管するための作業方法
するための作業方法をルール化す
をルール化すべきであったが、当る必要があったが、当時は研究開
時は研究開発成果をレポートに
発成果をレポートにすることを優先することを優先する等、現場の管する等、現場の管理技術をマニュ
理技術をマニュアルにする意識
アルにする意識が希薄であったが希薄だった(H- 2 )【要因1-15】
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マ
ニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していなかった添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(4/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B
昭和61年 1986年 8月
燃料研究棟 月報（昭和61年9月）（抜粋）
1．安全関係（3）試験
ロ．α有機性廃棄物焼却装置と本装置を格納するグローブボックスについては、9月30日付け61原研52第152号により核燃料物質の使用の変更の許可申請書を科学技術庁に提出した。

昭和61年 1986年 9月

α有機性廃棄物焼却装置の変更
許可申請

高速炉用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料の研究開発のあゆみ（抜粋）→プルトニウム技術開発室員A、プルトニウム技術開発室 室長Aらが開発
1988年3月
8. プルトニウム取扱い技術の開発
8.1 低温焼却法
本焼却法は，プルトニウム技術開発室員Aらによって開発されたものである。開発の端緒となったのは,
6.3.3項の廃棄物管理でも述べたように,エポキシ樹脂でアルミニウム製ホルダに埋込まれたウラン・プルト
ニウム混合炭化物粉末のX線回折試料の処置の検討である。アルミニウム製ホルダから試料を分離する
ことは、打抜き法によって容易に可能となった。しかし，ウラン・プルトニウム混合炭化物粉末を含むエポキシ樹脂を加熱すると、有機物の分解によってスス，タール等が発生し，グローブボックス排気系の高性
能エアフィルタの目づまりを生ずることが懸念される。このための工夫として、既存の炭素分析装置から得たヒントを基にして触媒燃焼によってスス，タール等を除去させることを考えた。
以上のアィディアから開発した技術は，有機物成分を400～ 500℃ で熱分解させ，発生する不完全分解
生成物であるスス，タールなどを700℃前後に加熱した酸化銅触媒を通過させ，炭酸ガスと水に転換させる方法である。焼却装置の概要は第8.1図のとおりである。有機性液体廃棄物である金相試料の研磨油(ケロシン系)についても，低温焼却を試みた結果，炭酸ガスと水に分解することを確認している。

昭和61年 1986年 11月

昭和62年 1987年 3月

昭和62年 1987年 8月

α廃棄物焼却装
置及びグローブ
ボックスの据付け作業

燃料研究棟 月報（昭和62年8月）（抜粋）
1．安全関係（3）許認可等
ロ．α廃棄物焼却装置及びグローブボックスの据付け作業が進み、グローブ
ボックスと排気ダクトの接続も終わり、装置及びグローブボックス共に最終調整を行い、検収のための技術検査を進めた。
なお、本装置については9月14日に自主検査報告を行い9月24・25日核燃料規制課による施設検査を予定している。

昭和62年 1987年 10月
α廃棄物焼却装置
及びグローブボック
スの施設検査合格

燃料研究棟 月報（昭和62年10月）（抜粋）
1．安全関係（3）許認可等
イ．α有機性廃棄物焼却装置及びグローブボックスについては、9月24，25日に施設検査を受け、62安（核規）第582号（62.10.13付け）により検査合格証の交付を受けた。

燃料研究棟 月報（昭和63年12月）（抜粋）
1．安全管理（2）核燃料管理
イ．IAEA及び科学技術庁保障措置課による国際規制物資の定期査察を6日に受けた。現場査察は例年にない厳しい内容であり、核燃料貯蔵室で保管中のものは全数について、グローブボック
スで使用中のものは抜取りで、現物確認が目視及びガンマ線測定により行われた。特に指摘事項はなかったが、時々細分化、化学変化等をしていく実験中の国際規制物資については、現状に即応した管理方法へ改善できないか検討を求められた。

昭和63年 1988年 12月
IAEA核燃査察

平成元年 1989年 5月

α有機性廃棄物焼却装置のコー
ルド試験

燃料研究棟 月報（平成元年5月）（抜粋）
2．プルトニウム取扱技術の開発（2）α有機性廃棄物焼却装置では、前月に引続き非放射性の研磨用油等を使用して、熱分解炉と触媒炉の温度及び空気流量をパラメータとした焼却試験を実施した。

ウラン炭化物のスクラップ類の酸化処理

X線回折試料約150個をホルダーから打ち抜き

燃料研究棟 月報（昭和62年3月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
ロ．実験済みX線回折試料約150個をホルダーから打抜き分離し、酸化処理等に備えた。

燃料研究棟 月報（昭和61年11月）（抜粋）
1．安全関係（2）核燃料管理
ハ．工作室フード内に長年保管されていたウラン炭化物等のスクラップ類（ウラン量約■g）の酸化処理を行い、核燃料貯蔵室に保管した。

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(5/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B

平成元年 1989年 10月

引き継ぎメモ（とその対策私見）（抜粋）
1990．9.25
核燃料管理：
１）廃棄物相当-再生可能品：
以下に挙げるものは、全てPu-1棟から持ち込まれたものであり、俗な言
葉でいえば「戦後処理」未完のものである。このような「戦後処理」を完了できずに、去ることは心苦しいの一語に尽きる。
ⅰ）茶筒埋め込み炭化物試料
これはPu-1棟廃棄作業での中で発生し、燃料研究棟に搬入したものである。樹脂埋め込みのものであるので、原理的にはX線回折試料と同様に焼却処理ができ、Pu等の回収も可能である。しかし、何故今まで放置されたか？茶筒という大きさが原因である。142-Dグローブボックスが稼働すれば、なんとか茶筒を切りきざんで処理し易い形で焼却することを考えていた。
管理番号Z507、Pu量：■g＋U量：■g、と記載されている。この量も推定にすぎない。幸いに、Pu-241は少ないが、精製後の時間は20年過ぎているた
め、ガンマ線量も増加している。142-Dの推移をみながら、室内の1プロジェ
クトとして対処されるよう期待する。

平成2年 1990年 5月

平成 2年 1990年 9月
プルトニウム
技術開発室
長交代(室長Aから室長B)に伴う引き継ぎ平成 2年 1990年 10月

平成 2年 1990年 12月

平成 3年 1991年 2月

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・室長Aの方針は、使用済のX線回折試料が酸化物で安定しているな
らばいいが、窒化物、炭化物は安定していないので貯蔵庫には持ち込むな、早く焼却処理を行うというものだった。ある程度溜まると処理しなければらないので、グローブボックスに移動して、中の試料を打ち抜いて減容し焼却を行ったもの。

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・有機物焼却に関してコールドで試験をやっていてある程度成果が出たのでGB内に焼却炉を設置すべく許認可を取った。直径20cmく
らいで、長さ70cmの円筒形である。
・酸素量を8%から10%に落として、反応容器、触媒、排気系の順につなげている。また、タールでフィルタが目詰まりしないように、ガス分析装置をつけた。このような焼却炉を作った。
・90年まで室長Aからその後室長Bに変っている。そのときに、室長
Aから室長Bに対し、この焼却炉を使って減容して安定化するようにしてほしいとの引継ぎを行っており、90年までには焼却炉は完成していた。
・室長Aはこの焼却炉を進めていたが、室長Bは、焼却炉が大型化したのでGBの中で使って万一グローブが焼けて事故につながることを懸念されたため、一度も使用せず撤去した。

【（要因1-24-2】
燃料試験課は、作業
計画段階において、
過去の関係者から不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）も安全な状態で保管されていると聞きいていたが、安全な状態で保管されているエビデンスを確認することができていなかった【要因1-25】
実験済エックス線
回折用試料からエ
ポキシ樹脂を分離せず封入していたこと、またその情報が引き継がれていなかった

X線回折測定済試料の78%をW410にリ
バッチング

プルトニウム炭化物等の酸化処理【要因1-7】
平成3年10月、プルトニウム技術開発
室長Ｂは、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮し実験済エックス線回折用試料を酸化処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3貯蔵の条
件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、エック
ス線回折用試料のエポキシ樹脂はプ
ルトニウムの放射線による放射線損
傷に対する影響が少ないと考え、酸化処理をしないまま貯蔵していた

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・焼却処理作業については、JAERI－MEMOとか、Mレポート等の知見により経験的に行っており、ルール化することは無かった。新たな焼却炉を使用しなくても、これまで使用してきた酸化還元反応炉で、少しずつ処理していけばよいとういう考えだったと思う。
・90年まで室長Aからその後室長Bに変っている。そのときに、室長Aから室長Bに対し、この焼却炉を使って減容して安定化するようにしてほしいとの引継ぎを行っており90年までには、焼却炉は完成していた。
室長Aはこの焼却炉を進めていたが、室長Bは、焼却炉が大型化したのでGBの中で使って万一グローブが焼けて事故につながることを懸念されたため、一度も使用せず撤去した。
・室長Aは焼却処理に積極的だった。安定化処理（焼却処理）させて、貯蔵容器に詰めた方がいいという考えだった。一方で室長Bは、GB内で焼却炉を使って火事になったら困るという考えだった。なぜそこまで新しく作った焼却炉を嫌がったのというと、新しく作った焼却炉がGBの2/3か1/2を占有するくらい大きく、GBの中で使って【要因1-24-1】
作業員は、貯蔵容器には不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）であっても安全な状態で保管されていると思い、貯蔵容器の蓋を開けた

福島燃料材料試験部 次長、プルトニウム技術開発室員C、燃料高温科学研究グループ 研究者A
インタビュー結果：・(福島燃料材料試験部 次長)エポキシ樹脂で固定された炭化物の処置方法として低温焼却法を開発した。実験室レベルの酸化還元炉で通常の炭化物を酸化処理して回収し、X線回折済の試料を焼却している。昭和57年頃から焼却していたが、いつの間にか焼却しなくなった。
・(福島燃料材料試験部 次長)X線回析試料について昭和61年頃までは焼却処理していたが、当時使用していた酸化還元炉では焼却時にすすが発生するので低温焼却法の新しい炉を開発することから焼却作業を取り止めた。この経緯については後任者への引き継ぎがなかった。また誰が焼却作業を行っていたかはわからない。

【要因1-5】
今回事故が発生した貯蔵
容器は、前身のプルトニ
容器は、実験済エックス
ウム技術開発室が平成3
線回折用試料の酸化処
年に核燃料物質の封入
理をせずに貯蔵容器へを行ったが、実験済エック
当該実験済試料を封入しス線回折用試料の酸化たこと及びその内容物の処理をせずに貯蔵容器記録（当該実験済試料をへ当該実験済試料を封酸化処理していなきこと
入し内容物（当該実験済を含む）を残していなかっ試料を酸化処理していな
た
きことを含む）の記録を残【要因1-19】平成2年頃、プルトニウム
技術開発室長Ｂは、プル
トニウム技術開発室及び実験しているプルトニウ
ム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、プルトニウム技術開発室長Aから引き継いだ有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の中止を決定した【要因1-20】
プルトニウム技術開発室
長Bは、自らエックス線回折用試料の作成を考案したことやエックス線回折用試料を含む実験済みの核燃料物質の貯蔵（保管）に関する業務はプル
トニウム技術開発室にあることから、広く意見を求めて検討する必要はないと誤認した

プルトニウム炭化物等の酸化処理【要因1-21】
プルトニウム技術開発室
長Bは、有機物と混在した
核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理について方針を変更する際、研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討して決定する必要があったが、技術的な知見を有する研究員を含め関係者間で検討しなかった等、業務の変更管理が適切に行われていなかった

平成 3年 1991年 10月

燃料高温科学研究グループ 研究
者Aインタビュー結果：・焼却処理作業について研究部門においても実施状況を実際に確認したりチェックすることは無かった。

実験済エックス線回折用試料を貯蔵容器（容器No.1010）に収納し貯蔵庫に移動

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・焼却作業について一回一回、当時の担当者が全部監視していたわけではない。記録としては残っていない。
どれくらい焼いていたか、酸化物も焼いていたのかはわからない。全部焼却していたと思っていた。他の研究者も全部焼いていたと思っていた。しかし焼いていなかったのかもしれないし、焼いたけれども焼きが甘かったの

プルトニウム技術開発室 室長G
インタビュー結果：
・焼却処理作業については月報に数行しか書かれておらず処理作業の記録はない。

平成 4年 1992年 1月
核燃料物質所内移動票（抜粋）
移動年月日：1991年10月28日（担当者：室長Ｇ（当時・主査））
移動物件明細Room：111
バッチ名：Z410
変更内容
Room：010

平成 5年 1993年 10月

プルトニウム技術開発室員C
インタビュー結果：
・焼却処理作業について以前は行っていたが、焼く時に煤が出ることや処理量が少ないことか
ら、専用の装置を開発して、許可を取って、設置したことまでは事実であるが。いつから焼却しなくなったのかは判らない。

プルトニウム技術開発室員C
インタビュー結果：
・焼却処理作業について、処理から梱包まで現場の作業者に任せていたので完全に処理しているものと思っていた。実際に処理しているのを見た事は無い。

プルトニウム技術開発室員C
インタビュー結果：
・過去の海外情報についてだが、91年当時燃料研究室やPu
技術開発室では、IAEA等の海外情報を入手していたかどうかはわからない。

【要因1-23】
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、有機物と混在した核燃料物
質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で潜在的なリスクについて検討することを室長に進言する必要があったが、室長Bの方針に従う等、
安全確保・維持に対する取り組みがなかった

IAEA核燃査
察にて容器開封

プルトニウム技術開発室 室長Gインタビュー結果：・IAEAの査察直前の打合せで、IAEAから是非見させてくれと話があった。そういったことは、あまりできないので、一つだけ貯蔵容器から出して確認してもらおうと、
フードの中で、貯蔵容器から出して中身を確認してもらったことがある。PVCバッグを開けるには、GBに入れないといけないので、そういう説明をしてそれで、よしとしてもらった。

【要因1-22】
プルトニウム技術開発
プルトニウム技術開発室（現室（燃料試験課）は、有燃料試験課）は、有機物と機物と混在した核燃料
混在した核燃料物質の酸化
物質の酸化処理の方処理の方法等、安定化処理
法等、安定化処理の変の変更について研究員を含更について研究員を含め関係者間で安全への影
め関係者間で安全へ響等を検討する必要があっの影響等を検討すべき
たが、燃料研究棟連絡会議だったが、燃料研究棟
等の場において研究員を含
連会議等の場においてめ燃料研究棟の関係者で研究員を含め燃料研
変更内容の妥当性を検討し究棟の関係者で変更てこなかった等、重要な業内容の妥当性を検討し務プロセスを変更する場合ておらず、業務プロセにその妥当性を確認する仕スの妥当性確認の仕組みが明確になっていな組みが明確になっていかった

燃料研究棟 月報（平成2年5月）（抜粋）
１．安全管理（4）核燃料管理
プルトニウム炭化物等の実験済み核燃料物質は、グローブボックスから核燃料貯蔵室に移して保管管理するため、酸化処理を行い安定化学形態に変換した。
当月酸化処理を行った核燃料物質は、 Pu ■ g及びU ■gである。

燃料研究棟 月報（平成2年12月）（抜粋）
１．安全管理（2）核燃料管理
ロ．ウラン炭化物等の実験済核燃料物質は、クローブボックスから核燃料貯蔵室に移して保管するため、 25日から 27日にわたって酸化処理を行い安定化学形態(酸化物粉末）に転換した。当月酸化処理した核燃料物質は、
ウラン約■gである。

プルトニウム炭化物等の酸化処
理

燃料研究棟 月報（平成3年2月）（抜粋）
１．安全管理（3）核燃料管理
ウラン・プルトニウム炭化物等の実験済核燃料物質は、グローブボックスから核燃料貯蔵室に移して保管するため、酸化処理を行い、安定化学形態(酸化物粉末)に転換した。なお。当月酸化処理した核燃料物質は、 Pu 約
■ g及びU 約■ gであった。

プルトニウム炭化物等の酸化処
理

燃料研究棟 月報（平成5年10月）（抜粋）
１．安全管理（2）核燃料管理等
ハ.国際規制物資の査察は、 IAEA 〔 ■ (英), ■(フィリピン)〕及び科技庁保障措置課(査察官)によって21日に実施されたが、特に指摘事項なく終了した。
現場査察では、核燃料の全アイテムについて目視による現物確認が行われたほか、 Puについては抜き取りでIAEAが持参した電離箱サーベイメータによるγ線測定で、プルトニウムであることの確認も行われた。後者の測定において、 Pu貯蔵容器(核燃料貯蔵室専用)の遮蔽効果が大きいとの理由から、容器の開蓋を求められた。査察時のPu貯蔵容器の開蓋は初めてであったが、技術的に特に問題なく、また断る理由もないとの判断から、 IAEAの要請を受け入れ、抜き取り容器1個に限定して分析室フード内で開蓋し、内容器(ビニールバック内に密封)で測定を受けた。

プルトニム技術開発室員C及び燃料高温科学研究グループ 研
究者Aインタビュー結果：
・昭和50年の半ばから研究室とPu技術開発室の役割は明確になっていて、研究室は研究をする、Pu技術開発室は貯蔵室から研究室へ渡すための燃料の払い出しと、終わったところから片付けていわゆる、X線回折試料というのはそれの処理を担当していた。その間に、組織的な関わり合いはなかったけれども、同じ兼務であり、同じ建屋の中にあったので、そこでの情報共有
はしながらやっていたけども、お互い気が付かなかった。実際に焼く焼かないというのは、研究室は関わらずに、Pu技術開発室の方が当時の室長、室代が組織の中で決めて焼かなかった。
研究室では、一番初めに聞いた時に情報共有が、やっていた時期がだいぶ前で、そのままずっとイメージだけが残っていてすべ
からく焼いていると思っていた。一緒にやっていたけど。焼く焼かないというところでは情報共有できてなかった。

燃料研究棟 月報（平成2年10月）（抜粋）
１．安全管理（2）核燃料管理
イ．プルトニウム炭化物等の実験済み核燃料物質は、グローブボックスから
核燃料貯蔵室に移して保管管理するため、酸化処理を行い安定化学形態に転換した。
当月化処理を行った核燃料物質は、 Pu ■ g及びU ■ gである。

プルトニウム炭化物等の酸化処
理

燃料研究棟 月報（平成4年1月）（抜粋）
１．安全管理（2）核燃料管理等
イ．プルトニウム炭化物等の実験済燃料物質の酸化処理を行い、酸化物粉末にした。当月酸化処理した核燃料物質は、Pu約■gであった。

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・平成5年に行った当該貯蔵容器内容物の点検結果については、月報に点検したということくらいしか書いておらず、きちっとしたリストにはなっていない。

燃料高温科学研究グループ 研究者Aインタビュー結果：
・X線回析試料にエポキシを使うとか、ベークライト樹脂を顕微鏡観察に使うとかは、当時のPu技術開発室の技術開発テーマになっていた。現に、熱分解して、樹脂が飛ぶといった試験について、当時のPu技術開発室の方はレポートに書いている。原子力学会誌や他のジャーナルにも載っている。私の認識では、炭化物、窒化物以外にも酸化物であっても有機物と混ぜたものについては、焼いて、処理をしているのだろうなと思っていた。有機物を焼くための温度条件なんかもレポートになっている。これらは昭和50年代後半から平成のはじめくらいである。しかしマニュアル
化はしていない【要因1-26】
兼務のプルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）の研究員は、燃料研究棟月報、合同連絡会議等により以前実施していたエックス
線回折用試料の酸化処理について確認する必要があったが、当該研究室員は、プルトニウム技術
開発室からの検討要請等がなかったことから関与しておらず、継続して酸化処理しているものと思い込んだ【要因1-19】
再掲【要因1-27】
兼務のプルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学
研究グループ）の研究員は、プルトニウム技術開発の所掌ではあるものの、新型燃料の開発のため研究をすることが役割分担としていたことから、継続して酸化処理していると思い込み燃料試験課に誤った情報を伝える等、核燃料物質を含む実験済試料に関する核燃料物質の取扱について関与が希薄であった【要因1-28】
プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニウム取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物
質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者が施設の保安活動に対する関与が希薄である等、安全確保・維持に対する組織体制が一体化していない状況になっていた

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(6/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B

平成 6年 1994年 12月
DOE
STANDARD
DOE STANDARD（抜粋）CRITERA FOR SAFE STORAGE OF PLUTONIUM METALS AND OXIDESDOE-STD-3013-94
December 1994

平成 7年 1995年 4月

平成 7年 1995年 6月
酸化還元炉施設
検査合格

燃料研究棟 月報（平成7年5月）（抜粋）
１．安全管理（3）許認可等
グローブボックス 131-D内に新設した「酸化還元炉」の施設検査(平成7年1月27日付け7原研52第10号をもって申請)が科技庁(核燃料規制課検査官)によって23日に行われ、合格した。

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・有機物に放射線が当たるとガスが発生するという話は、DOEのマニュアルに書いてある。DOEの94年くらいに更新されているplutonium handling
manualというものがある。あと、IAEAのMOX
facility standardというのにも書かれている。つまり、世界中のプルトニウムを扱う施設では常識だと思【要因1-29】
燃料研究棟では貯蔵容器の定期的な点検が行われていなかったものの、IAEAの定期的な査察に対応するため（推測）、平成8年に貯蔵容器の内容物を確認する点検が行われ、内容器（ポリ容器）底部の破損と樹脂製の袋の膨張を確認し必要なものについて再梱包したが、今後定期的な点検を行うという改善が図られず、また再梱包のデータはあったものの記録を残してなかった【要因1-8】
再掲【要因1-30】
プルトニウム技術開発室長Ｃは、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全
取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで酸化処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、その記録を残し定期的な点検を指示する
等の改善をしていなかった

燃料研究棟 月報（平成7年6月）（抜粋）
１．安全管理（2）許認可等
グローブボックス 131-D内に新設した「酸化還元炉」の施設検査(前月23日に受検)の合格証は、平成7年6月5日付け7安(核規)第54号をもって交付

平成 7年 1995年 8月

燃料研究棟 月報（平成7年8月）（抜粋）
１．安全管理（3）核燃料管理等
定期IAEA査察(パッシブ中性子法による容器内プルトニウムの非破壊計量検査等)の準備として、核燃料物質貯蔵容器(61本)内の状況確認(内容器の材質、厚さ及び密封状態等)を行った。

IAEA核燃査察準備

平成 7年 1995年 11月

平成 8年 1996年 4月

平成 8年 1996年 5月～
平成 9年 1997年 2月

IAEA核燃査
察にて貯蔵
容器内の燃
料の確認を
要求される

燃料研究棟 月報（平成7年11月）（抜粋）
１．安全管理（2）核燃料管理等
ロ．国際規制物資の査察は I AEA [■ (米)、 ■ (トルコ)]、科技庁保障措置課(査察官)及び核物質管理センター(査察員)によって16日に実施されたが、特に指摘なく終了した。
核燃料貯蔵室で貯蔵中の核燃料物質の現場確認は、従来プルトニウムのみが対象であったが、今回初めてウラン(天然・濃縮)の全数についても実施された。また、グローブボックス内で使用中のプルトニウムについては、
前回全数であったが、今回は時間の都合で抜取り(約10%)による確認であった。さらに、今回初めて、貯蔵容器中のプルトニウム量について秤量したい旨の申し入れが予告なしにあり、秤量には準備等が必要なため、直ちに対応しかねると丁重に断わり、心よく了解された。しかし、次回からは対応せざるを得なくなるであろう。その代り(?)、前回と同様に、 IAEAが持参したガンマ線及び中性子スペクトロメータによる非破壊計量測定が抜取りにより行われたが、いずれも実量に比べて10数%高めの値となった。この差違についてのコメントはIAEA側から特になかったが、装置又は評価方法に原因があるものと思われる。

プルトニウム
技術開発室
長Bから室長Cに交代
燃料研究棟 月報（平成8年6月）（抜粋）
１．安全管理(2)核燃料管理等
核燃料貯蔵容器内に収納された内容器の梱包(ビニルバック、ポリ瓶等)状態の確認検査は、原料プルトニウム入り内容器4本及び非破壊計量用検量
線作成試料入り内容器13本について、前月に引き続き行った。その結果、一部の梱包材に経年劣化による薄い変色が見られたので、今回検査した
内容器17本の再梱包を行った。

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・平成8年に、一度空けている。平成3年に貯蔵して平成8年に全数検査をしている。そのときは問題なかった。全数検査を行った理由の１つ目は、86年に動燃プ
ルセンターでビニルバックが破けた事故があった。それで、ビニルバックが危ないという認識になりビニルバックの検討委員会を動燃で作ったときに、燃研棟の室長Aが検討委員会に入った。ある程度発熱して、集積熱量が7kWDくらいになると、危ないのでビニルバッグを交換しなさいよ。という勧告が出ている。この勧告を切っ掛けに、点検した可能性がある。
・二つ目は、前の年(平成7年)に、IAEAの査察官が容器だけをγ線や中性子線モニタで測っても、中がどうなっているかわからないから査察にはならないと言い出したことがあった。そのときは、その場で(容器を)開けるのは万が一のことがあると危ないので、開けるのを断った。次、見せる可能性があるということで、一旦(査察官に)引き取ってもらった。これで、点検した可能性がある。この点検のエビ
デンスは、月報にしかない。しかも、点検しましたということくらいしか月報には書いておらず、きちっとしたリストにはなっていない。

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：
・平成10年より前に、ビニルバッグの健全性の水平展開があった気がする。当時、動燃の問題で、ビニルバックの健全性を確かめようということになった。そのときに、ガンマ線よるビニルバッグの変色とか、溶着具合が健全かどうかを確認しようということで、Pu技術開発室でやった記憶がある。貯蔵容器80本あるが全部見たと思う。Puが70本、残りがUである。しかし確認したという記録が残っていない。

【要因1-35】
プルトニウム技術開発室(当時）は、
当該貯蔵容器の樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損を再梱包する際、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討すべきだったが、再梱包を当を検討する必要があったが、再梱包初の計画としていたため、容器の改を当初の計画としていたため、容器
善及び定期的な点検の実施等の必の改善及び定期的な点検の実施等の必要性を認識できなかった【要因1-31】
プルトニウム技術開発室長Cは、貯蔵容器の内容物を確認し再梱包した際に、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器へ変更するとともに当該記録を継承する必要があったが、当初の計画を「核燃料貯蔵容器（内容器）の再梱包」としていたため、発見した樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損は、元の状態に戻せばよいと考えた【要因1-33】【要因〇】
プルトニウム技術開発室(当時）は、
当該貯蔵容器の樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損を再梱包する
際、酸化処理を行った上でポリ容器
際、ポリ容器から金属容器への変から金属容器への変更や樹脂製の更や樹脂製の袋がバウンダリとの袋がバウンダリとの観点から定期観点から定期的な点検の実施、並的な点検の実施、並びに当該記録
びに当該記録の継承を検討すべきの継承を検討する必要があったが、だったが、保管状況を改善する意
保管状況を改善する意識が希薄で識が希薄だった
あった(H-9 )【要因1-34】
プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容
器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管するにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内において核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取り組みに欠けていた

プルトニウム技術開発室 室長Gインタビュー結果：・平成8年の点検については、私から指示したのだろう。実態として、室長たちはあまり関与してなかった。平成7年以降、IAEAからリクエストがなかったので、一過性の点検で終わってしまった。定期的に点検しようとまで考えが至らなかった。

プルトニウム技術開発室 室長Gインタビュー結果：・平成8年の貯蔵容器点検を一緒にやっていたと思う。点検のフォーマットについては私が作り、実際は、室員Bが記録を作って、調査させたと思う。点検の結果、ビニールバッグの破れ、容器破損）をどうしま
しょうという話が合ったかどうかという点については、よぽどのことがないと報告はない。
・汚染がなくて、容器交換とビニルバッグ交換は報告に上がるレベルかどうかだが、当時の感覚から言うと、たぶん、私自身ビニルバッグが膨らんだかというくらいの認識だったので、現場の方も交換したらいん
じゃないのかという感覚だったと思う。
・よぽど問題であれば、記憶に残っているが、日常の作業の感覚でしかない。報告に上がっていたとしても、日常の作業であれば覚えていないと思う。
・平成8年に貯蔵容器を点検し、その結果について私自身問題がないと判断したと思う。

貯蔵施設内の貯蔵容器の内容物の確認を実施

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：（4/17ページの室員Ｂ発言と同じ）
・平成8年の再梱包作業職員は私のみ。当時の業務協力員1名、残り2名は年間補給契約者合計4名。その上にプルトニウム技術開発室 室長Gがついているという体制である。プルトニウム技術開発室 室長Gは全く現場にいなかった訳ではないが、実際現場で作業をしていたのは、私達だけです。現場で相談の様な事があれば入って来た。

燃料研究棟 月報（平成8年7月）（抜粋）
１．安全管理(2)核燃料管理等
イ.核燃料貯蔵容器内に収納された内容器の梱包(ビニルバック、ポリ瓶等)状態の確認検査は実験済プルトニウム試料入り内容器24本について、前月に引き続き行い、貯蔵室内核燃料物質の確認検査を終了した。

炭化物燃料の酸化処理

平成 8年 1996年 7月

平成 8年 1996年 8月

放射線作業連絡票(受付番号:96-1)（抜粋）
件名：核燃料貯蔵容器の再梱包作業
期間：H8.5.13～H8.7.23
作業の種類：☑経験のない（□汚染のおそれがある ☑線量当量が0.2ｍSvを超える恐れがある）☑1月を超える作業
作業概要：
貯蔵容器の開封を行い、内容物の確認、廃棄物の整理を行う。
区域放管との打合せ事項：
・線量当量率の測定を行いながら作業をすること
・半面マスクを着用し、作業を行うこと
・P.Dの積算値に注意しながら作業を行うこと

プルトニウム技術開発室員B
インタビュー結果：・当時の月報ではビニール変色等により17本再梱包したとしていると言うことであるが、担当者の間で、定期的にビニ
ルバッグの変色を確認しようという話はなかった。また、定期的な貯蔵容器内容の点検を行うようなルールやマニュ
アルはなかった。

プルトニウム技術開発室員
Bインタビュー結果：
・GB内で実験が終わって処理が終わってしまったものについては、また開ける機
会はほぼない。
あとは年１回のIAEAの査察
でタグの確認だけ。非破壊測定するくらい。蓋を開けて中身の確認はない。

プルトニウム技術開発室 室長Gインタ
ビュー結果：
・指揮をとったのはたぶんは私（プルトニウム
技術開発室 室長G）だと思う。平成3年から平成8年当時、点検実施も点検結果も室長や室長代理に報告はしてなかったと思う。室
長Cは外回りの仕事が主だったので点検の存在すらしらなかったと思う。室長、室長代
理は、現場のことは知らなかったと思う。ちょうど前の年にIAEAからリクエストがあった。
毎年11月に査察を受けている。今回もあり得るということで、平成8年11月前に準備したの

実験済み試料の回収

燃料研究棟 月報（平成8年8月）（抜粋）
１．安全管理(2)核燃料管理等
金相試験及びXMA用実験済核燃料物質(エポキシ樹脂埋め込み試料)の回収は、 19日から2 1日まで行い、プルトニウム■ g 、ウラン■g及び濃縮
ウラン■g を回収した。

実験済み試料の回収

平成 8年 1996年 10月
実験済み試料の回収

燃料研究棟 月報（平成8年10月）（抜粋）
１．安全管理(2)核燃料管理等
ロ.実験済核燃料物質の安定化処理
プルトニウム炭・窒化物等を含む実験済核燃料物質(天然ウラン■g、濃縮ウラン■g、プルトニウム:■g)を酸化還元炉で加熱し、化学的に安定な酸化物とした。

燃料研究棟 月報（平成7年4月）（抜粋）
３．プルトニウム燃料の実験研究(燃料研究部大洗駐在)
D 調製室
二．グローブボックス131-Dでは、新設する酸化還元炉の据付・調整作業を行った。

酸化還元炉据付

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(7/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B
平成 9年 1997年 4月
プルトニウム技術開発室
長Cから室長Dに交代専門家として参画していた者(旧動燃3名、旧原研1名)インタ
ビュー結果：
・専門家として出席し資料の取りまとめに参画していたが、組織内での情報共有はされていない。
・ドラフト段階での会合に専門家として参加したもの。
・プル燃の関係部課室には情報（出張報告）を回覧等した。設計や運転に反映すべき事項がないか、という意識はあったが、ドラフトの段階では特になかった（一般的な事項で、プル燃施設では既に反映されていた）という記憶・文書が発行された後、必要であればしかるべき部署が現場の管理に取り入れるべきものと考える。

SAFETY REPORTS SERIES No.9(抜粋)(和訳)
SAFE HANDLING AND STORAGE OF PLUTONIUM
Printed by the IAEA in Austria September 1998
9.2 プルトニウムの貯蔵プルトニウムの貯蔵にあたっては、貯蔵中の発熱やガスの発生が重要であ
り、継続的に注意を払う必要がある。次のような対応により安全な貯蔵ができる。

【要因1-37】
IAEA でプルトニウムの安全な取扱い、保管に関す
るSafety Report No.9の検討が行われている際、原子力機構（当時の原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団）から専門家として出席し資料の取りまとめに参画していたが、当該専門家から情報共有がなされなかった【要因1-38】
参画した専門家は、IAEA Safety
Report No.9でプルトニウムの取扱いに関するが議論されていることを組織的に周知する必要があったが、一専門家としての参画という認識であったこと、参画していたドラフト版で対象としている設計条件や管理方法等はすでに自らの施設には適用されており、反映すべきものではなかったこと、当該情報は組織として必要な部署が入手すればよい等、との理由から自らの組織外に情報共有しなかった

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・海外でIAEAとかDOEで、Puの貯蔵に関してこ
うした方がいいという文献が出ているが、燃研棟では使用許可の考えを変わらずにずっとここまで来ている。最新の知見を反映して、現状の使用許可のやり方とか、貯蔵のやり方とかを改善しようとするルール又は取り組みはない。

- 質量管理及び形状管理ができていること。
- 長期間貯蔵（1年以上）する場合、プルトニウムは、酸化物（PuO2）、金属、安定した合金、あるいは安定した化合物（まだ同定されていない）として、密閉された容器中に保管すること。その際、真空や乾燥した不活性雰囲気のような適切な雰囲気となっていることが必要である。
- 貯蔵容器には有機物を含まないこと。
- 継続的なモニタリング、サーベランス、保守ができること。

平成10年 1998年 9月
IAEA Safety
Report Serieis
No.9

平成11年 1999年 4月

プルトニウム
技術開発室長
Dから室長Eに交代

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：
・当時の原研は組織的にIAEA等から情報を入手して、所内に展開するということはなかった。海外の情報なので、自分から取りにいくとしたら、図書館で調べるしかないと思う。

プルトニウム技術開発室員Cインタビュー結果：・IAEA等から適宜情報を入手して、作業要領に反映してい
くというようなルールはなかった。またそのようなことはやっていなかった。

平成13年 2001年 6月

平成13年 2001年 7月【要因1-41】
核燃料物質の保管に関して、プルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する技術情報の考え方が活かされていな
かった【要因1-42】
歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEAやDOEで示されたプルトニウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった【要因1-39】
プルトニウムを取り扱う組
織は、機構の管理する施設管理に有用な情報として、IAEA Safety Report
No.9を入手し、機構全体に情報を共有するようする必要があったが、当時は当該専門家から入手した情報は自らの組織に留まり、機構全体の組織的な情報共有ができていな
かった

燃料試験課 課長インタビュー結果：・施設管理に関する海外情報をウォッチしていなかった。

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：・IAEAとDOEのレポートは見たことない。
・自分が困ったことときに、文献を検索してわかることもあるかもしれないが、今回の件については、私は問題意識にぶち当たらなかった。
・現場に海外の情報を入手できるような余裕はない。現場の安全を確保することで精一杯の状況であるため、自ら情報を入手する余裕はない。担当部署が責任をもって、IAEA、
DOEのレポートを分析し、その情報を関係する職場毎に分類して、その情報を関連する
職場へ配信するようなシステムが必要であると思う。今はそのようなシステムがないた
め、情報に対する感受性が鈍っていると思う。

燃料試験課 課長インタビュー結果：・施設管理において、貯蔵だけにアンテナを高くしていられるかと言われると中々難しいと思う。我々が見るのは規制側が何を言っているのか。使用班がどういったことを言っているのかに対して、自分の施設に当てはめてどうかということをやっているのが限界で、自分でアンテナ立てて情報を取りに行くというのは自信がない。

【要因1-43】
歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEAやDOEで発行されたプルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する海外情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報が発行されていることを調査しなかった【要因1-44】【要因〇】
燃材部長及び歴代の課室長は、燃料研
燃材部は、燃料研究棟の施設施設管理
究棟の施設施設管理を安全に行うため、を安全に行うため、プルトニウムの取扱
プルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関い、貯蔵(保管）に関する情報を入手し管する情報を入手し管理基準を改定する等、理基準を改定する等、施設の安全管理の
施設の安全管理の改善に努める必要が改善に努めるべきだったが、規制関連要あったが、規制関連要求事項を満たして求事項を満たしていれば良いと考え、特いれば良いと考え、特に海外情報まで活に海外情報まで活用するなどの改善要求用する等の改善要求がないため調査をがないため調査を実施しなかった
実施しなかった(F-11)

実験済み試料の酸化処理【要因1-48】
原子力機構は、原子力施設の海外情報
等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする必要があったが、事故情報は機構全体に発信し注意喚起を促しているものの、施設管理に関連する基準等については、固有技術であることから情報を調査してこなかった【要因1-49】
原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする
必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていない等、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった

実験済み試料の酸化処理【要因1-47】
燃材部長は、IAEAやDOEで発行されたプ
ルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する海外情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映させるよう燃料試験課長に指示する必要があったが、当該情報が発行されていることを知らなかったことから指示していな
かった

平成14年 2002年 4月

燃料研究棟 月報（平成13年6月）（抜粋）
4. 核燃料物質管理
核燃料物質管理では、実験済核燃料物質(プルトニウム■g,ウラン■g)のスクラップ化のため核燃料取扱主任者立会のもとに7日に移動作業を行い、安定化処理作業を5日~28日まで実施した。来月も引続き作業を継続する。

燃料研究棟 月報（平成13年7月）（抜粋）
4. 核燃料物質管理
核燃料物質管理では、実験済核燃料物質のスクラップ化のため安定化処
理作業を2日～9日まで実施し、終了した。終了後、 UO2(U換算■g)とPUO2(Pu換算■g)を23日に核燃料貯蔵室に戻した。

燃料研究棟 月報（平成17年4月）（抜粋）
１．施設関係(1)本体施設③実験済核燃料物質の酸化処理
実験済核燃料物質の酸化処理を 1日から8日(5日間)まで実施した。

プルトニウム
技術開発室長E から室長Fに交代

燃料研究棟 月報（平成17年5月）（抜粋）
１．施設関係(1)本体施設②実験済核燃料物質の酸化処理
実験済核燃料物質の酸化処理を 17日から23日(4日間)まで実施した。

平成15年 2003年 4月
プルトニウム
技術開発室長F から室長G

４．プルトニウム系燃料実験研究(1)調製室⑤グローブボックス 131-Dにおいて、実験済核燃料物質の酸化処理及びPu酸化物の熱処理を行った。

平成17年 2005年 4月
実験済み試料の酸化処理

平成17年 2005年 5月

実験済み試料の酸化処理

燃料研究棟 月報（平成17年7月）（抜粋）
１．施設関係(1)本体施設②実験済核燃料物質の酸化処理
実験済核燃料物質の酸化処理を20日から29日まで実施した。

平成17年 2005年 7月
実験済み試料の酸化処理

平成17年 2005年 8月
実験済み試料の酸化処理

燃料研究棟 月報（平成17年8月）（抜粋）
１．施設関係(1)本体施設②実験済核燃料物質の酸化処理
実験済核燃料物質の酸化処理を1日から4日まで実施した。

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(8/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H

研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派

遣B
平成17年 2005年 10月
二法人統合

平成18年 2006年 4月

実験済み試料の酸化処理

燃料製造試験
課長Gから室長Hに交代

プルトニウム燃料第一開発室におけるグローブボックス内の火災について (原因と対策) （抜粋）
平成２２年９月１日
核燃料サイクル工学研究所
１． はじめに
平成２２年７月２３日(金)午前９時５３分頃、東海研究開発センター核燃料サイク ル工学研究所のプルトニウム燃料第一開発室でグローブボックス内火災が発生した （図-１ 参照）。初期
消火後（午前９時５５分頃）、東海村消防へ連絡するとともに、 研究所内へ連絡した。午前１０時１０分頃、東海村消防が到着し、当該室の放射線状 況が確認された午前１０時４６分頃に現場に立ち入り、午前１０時５８分に火災と判定されるとともに鎮火が確認された。この火災において、負傷者はなく、環境への影響もなかった。また、施設・設備に故障はなかった。 火災に至った直接原因、その背景となる間接原因を究明するとともに、再発防止対 策、水平展
開方針の検討を行った。
４. 水平展開
原子力機構において、「ニトロセルロースを含有するセルロース系樹脂で固定した核燃料物
質の測定試料の使用状況調査」を実施した結果、類似する使用はなかった。さらに、「空気中で発火の危険性のある化学的に活性な核燃料物質や危険物等についての管理方法等」を調査しており、その結果を踏まえて、必要な対応を計画的に進める。また、新たな化学薬品類を使用する際には、MSDSを活用して使用に係る安全性を十分に評価すること及び核燃料物質の形態や状況に関して引継ぎを行うことを周知徹底して事故の未然防止を図る。

「プルトニウム燃料第一開発室におけるグローブボックス内の火災について」 に係る水平展開結果について （抜粋）

平成22年 2010年 7月
プルトニウム燃料
第一開発室におけるグローブボックス内の火災発生平成22年 2010年 11月「プルトニウム燃料第一開発室におけるグローブボッ
クス内の火災について」 に係る水平展開結果

平成23年 2011年 4月

燃料製造試験課と燃料試験課が統合
燃料試験課長Hから課長Iに交代

平成23年 2011年 4月

燃料試験課長Iから課長Jに交代

平成24年 2012年 5月
DOE STANDARD

平成22年11月25日
安全統括部
１．概要
本事象の直接原因は、セルロース系樹脂に含まれていたニトロセルロースが自然分解及び放射線分解によって劣化・変質し、発火に至ったと推定された。また、間接原因として、窒化物燃料の測定試料の作製にセルロース系樹脂を使用したが、ＭＳＤＳ制度施行前のため、ニトロセルロースを含有するという潜在的な危険性に気付くことがなかったこと、及び窒化物燃料は、今後の研究開発に備え、一時的な保管が継続され、この間、２度の組織改編に伴う業務の移管等があったことから、保管されていた窒化物燃料の形態や状況についての安全情報が十分に継承されなかったことが推定された。
水平展開事項：①ニトロセルロースを含有するセルロース系樹脂で固定した核燃料物質及びRIの調査⇒ 大洗研究開発センター ：核燃：無 ＲＩ：無福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：
・プル燃火災 (ニトロセルロースの火災)では 自分たちで実際に火災を起こした試料を使って実験を行い、その実験データを評価して原因を究明した。また、実験データについては、自分たちだけでなく機構外である大学の先生方の見解を頂いて検証した。トラブルになった試料を自分たちで実験した。実際に火災を起こした試料による分析を行い、事実に基づいた評価をして、さらに第3者の検証も得ていたので、海外の情報を調査するなど原因について疑う余地もなかった。
Pu第1開発室で発生した窒化物のニトロセルロース（と同様の）マウントがあるのであれば、（危険という）発想はあったと思う。しかし、燃料研究棟では水平展開によりセルロース系の接着剤は使っていないことから問題はないと聞いている。エポキシ系の樹脂を使用していることであったので、Pu第1開発室で発生したセルロースのニトロ化の問題はない。
なお、エポキシ系樹脂が一緒に貯蔵されていた認識はなく、安定化されていると思っていた。

【要因1-45】
燃材部長及び歴代の課室長は、プルトニウ
ムの取扱い、貯蔵（保管）に関する最新情報を常に入手し業務に反映する必要があったが、何か最新情報があれば、機構内の情報共有や水平展開等で必要な情報が入手できると考え、自ら組織として当該情報を入手する考えに至らず意識が希薄であった

DOE STANDARD(抜粋)(和訳)
STABILIZATION, PACKAGING, AND STORAGE OF PLUTONIUM-BEARING MATERIALSDOE-STD-3013-2012
MARCH 2012
6.1.1 Pu 関連金属及び合金
6.1.1.1 パッケージされる金属片は、比表面積は１㎝ 2/ｇより小さくなければならず、どんな場合でも金属片が10ｇ未満
でパッケージされてはいけない。この制限は、各金属片を少なくとも50ｇで制限するか、各物質タイプの計算及び適切な物理的測定(例えば、重量、寸法測定等)を行うことによって実行してもよい。このスタンダードでは、箔や削りくず、ワ
イヤーはパッケージしてはならない。
6.1.1.2
パッケージする際、金属は、非接着性腐食生成物（酸化物を含む）、溶液、プラスティックやオイルのような有機物質をビジュアルフリーにしなければならない。
6.1.2 酸化物
6.1.2.1
安定化条件：酸化物は、酸化雰囲気下で、少なくとも950℃で、6.1.2.3 章の安定化基準に合致する十分な時間で、少なくとも2 時間は、物質を加熱して安定化しなければならない。
6.1.2.2a)安定化の検証：安定化した物質は、実証され、技術的に適切な方法で含水率を測定しなければならない。承認された方法は、熱重量分析(TGA)、質量分析計又は赤外分光計付属のTGA、強熱減量(LOI)(80%以上のPu 酸化物＋Ｕ)又は事前に承認された代替測定技術である（まえがきの第5 項）。
6.1.2.3
安定化の承諾基準：シールされたあらゆるタイプのコンテナにパッケージされる酸化物の含水率は、パッケージングの際に0.5wt%未満にしなければならない。
6.1.2.4
安定化後の取扱い：塩化物を含む疑いがある酸化物は、安定化後、相対湿度15%以上に曝すべきではない。この項は、6.1.4 章の遅延パッケージングでの物質にも適用する。

【要因1-46】
大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していない等、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった

燃料研究棟 月報（平成17年10月）（抜粋）
１．施設関係(1)本体施設②実験済核燃料物質の酸化処理
実験済核燃料物質(Pu■g, NU■g)の酸化処理を行った。

添付資料－1(1) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(昭和49年～平成27年)(9/9)
施設管理主体部署
プルトニウム技術開発室（昭和51年 6月～平成17年 9月）室長A, 室長B, 室長C, 室長D, 室長G, 室長E, 室長F, 室長G室員A, 室員B, 室員C, 室員D, 室員E, 年間請負A, 年間請負B
燃料材料試験部 燃料製造試験課（平成17年10月～平成23年 3月）課長H
管理部

時

期

トピックス

燃料材料試験部

燃料試験課

福島燃料材料試験部
遣B
平成25年 2013年

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：
・H25年の機構改革で廃止が決まったことから、廃止措置を進めるために核燃料物質を安定化処理することが律速となると考えた。更に基礎工へ作業依頼を続けており、所長と基礎工センター長同席のうえ2回程度の打合せ
で役割分担を決めて行う準備をしていた。だが、基礎工も人的余裕がないため作業が滞っていたとの印象である。
・廃止までには貯蔵容器の処分の検討について、H24年の計画では、貯蔵庫にも炭窒化物等の活性な核燃料物
質があるとの情報があり、計画的にGB内に移動して処理をする全体的な計画を立てた。 その後H25年に燃料研究棟の廃止が決まった段階で安定化処理について、当初の計画から短縮見直し指示があったが、期間短縮をする場合、貯蔵庫にある核燃料物質は、今まで安全に保管していたことから安定化処理の対象外とし、GB内のものを酸化物にして貯蔵できる状態で施設外へ払い出せると考えた。
・貯蔵庫にあるものは、そのままの状態で施設から払い出して廃止を進める方針を基礎工と確認をした。貯蔵庫にある金属、炭窒化物燃料の安定化処理は対象外とし、GB内の核燃料物質の安定化処理を行う計画を立てた。
この計画を進めていたタイミングで「不適切な管理」問題が発生したため、この解決を優先的に進める方向にシ
フトして行った。
・貯蔵していたものに対して安定化処理を要すものがあったかどうかの認識については、GBのアルゴン雰囲気の中からバックアウトしたものであったため、早急に安定化処理をする必要はない,、ということを当時の基礎工とのやりとりで確認していたので認識はあった。
・研究者がGBから払い出す時に不安定な状態のままで出すことはないことが互いの認識であった。実験した研究者が問題とならない形にして貯蔵することは互いの認識だった。
燃料研究棟を廃止する方針が決定【要因1-25】【要因1-25】
再掲
再掲
(C-1)

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：
・基本的には、核燃料物質を含む貯蔵容器は施設側が管理している。だが、貯蔵庫に入った時点で、その管轄はグレーとなる。燃材部としては認知していないとは言えない。GB内にある核燃料物質は実験での使用履歴や現在までの保管管理状態等は我々では把握できないので、基礎工(研究部門）の責任だと認識している。
・貯蔵容器の中身の話で、有機物の有無の情報については全く知らない。
・施設側で把握できているのは、(計量管理上の)燃料の化学形態等のみだ。その時(不適切な核燃の改善計画を立てたとき)、今回(燃研棟被ばく事故)のトラブル対応で調査したようなことをやっていれば判ったのではないかと反省として残るが、当時はそこまでの考えには至らなかった。実験した人間(研究側)がGBから払い出す時に不安定な状態のままで出すことはないことが互いの認識であった。実験した者が問題とならない形にして貯蔵することは互いの認識だった。
・我々の認識は貯蔵庫に入っているものが、（膨れる）そんな状態になっているとの認識にない。炭窒化物、金属はあるがアルゴン雰囲気のGBからバッグアウトしているから雰囲気は維持されていると思っていた。
・貯蔵容器に、エポキシ系の樹脂が、そのまま入っているという認識はなかった。

平成27年 2015年 10月

燃料試験課長
Jから課長Kに交代（平成23年 4月～平成24年 9月）課長I, 課長J

燃料試験課（平成24年10月～現在）燃材部長，燃材部次長，課長K
TL-A,TL-B, 作業員A, 作業員B, 作業員C, 作業員D, 作業員E,派研究主体部署
プルトニウム燃料研究室（昭和42年11月～平成 5年 3月）
ＴＲＵ燃料研究室（平成 5年 4月～平成10年 4月 8日）
新型燃料燃焼研究室（平成10年 4月 9日～平成11年 3月）
新型燃料燃焼研究グループ（平成11年 4月～平成17年 9月）
超ウラン元素燃料挙動評価研究グループ （平成17年 1月～平成18年 9月）
超ウラン元素燃料高温化学研究グループ （平成18年10月～平成24年 3月）
燃料高温科学研究グループ（平成24年 4月～現在）GL,
研究者A,研究者B,研究者C,研究者D

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(1/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成28年8月10日

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会長）

平成8年貯蔵容器の点検記録課内情 PuO2試料確認手
報共有
順案の検討

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

電子メール（抜粋）
差出人:
作業者E
送信日時： 2016年8月10日水曜日9:22
宛先:
燃料試験課長; TL-A; 作業者A; 派遣B; 作業者D
件名:
PuO2試料容器確認（手順案）

未使用Pu02粉末移管する輸送容器の許認
可に反映するため、試料容器形状を確認の手順書を作成。課
員へコメント依頼

各位

電子メール受信
電子メール受信【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

備考【年間請負(研究)】【凡例】

未使用Pu02粉末を東海Pu燃に移管する輸送容器の許認可に反映するため、試料容器形状を確認する必要があります。
9月上旬から中旬には実施したい案件です。
ポイントは、①原研時代に一度PVCバッグの交換をプルトニウム技術開発室員Bらが実施している。その時PVCは健全だった。
②とは言いつつも、もし汚染があったときの手順をどうするか。
③汚染があっても貯蔵容器はGBに入れたくないし、使用■gの制限で現状GBに入れるのは難しいかも。です。

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）電子メール受信

電子メール受信

添付は、その手順の骨組み案です。
コメント願います。

④確認対象のPu02粉末のバッチナンバ一、試料容器No.、容器ごとの重量、貯蔵容器No.、
貯蔵棚No.等の情報が欲しいです。

→

問題事象

→

直接要因

→

背後要因

→

組織要因を含む背→補足→

インタビュー→

電子メール受信

電子メール受信

電子メール（抜粋）
差出人: 作業者A
送信日時:2016年8月10日水曜日16:26
宛先:
作業者E;
CC：
TL-A; 派遣B; 作業者D
件名:
RE: PuO2試料容器確認（手順案）

以下、お願いです

頂上事象

頂きました案に青字で肉付けしてみました(添付)。ご参考になればと思います。
また、プルトニウム技術開発室員Bさんが作成したと思われる記録が、サーバーの下記フォ
ルダに収納されています。これしか見つかりませんでしたが、こちらもご参考になればと思います。
¥¥Ojmrf16¥燃料試験課（燃研棟）¥3.国際規制物質及び放射性同位元素の管理¥3.1計量管理¥貯蔵容器梱包更新の記録
その他、計量管理に関するデータにつきましては TL-Aさん、派遣Bさんから入手頂ければと思います。
よろしくお願いいたします。

手順書のコメントとH8年の貯蔵
容器点検記録の保存場所を電子燃料試験課 作業員Aインタビュー結果：
・自分のPCを見ていて、平成28年8月に廃止措置の観点で貯蔵容器の中を見るような計画があった頃に点検記録のデータを見つけ出した。
・元々あった場所に戻すのではなく、燃料研究棟の計量管理に使っているフォルダに移している。

電子メール受信

電子メール受信平成28年11月14日

原子力科学研究所
保安検査～
平成28年12月2日

資料２－１ 平成２８年度第３四半期の保安検査の実施状況について（抜粋）平成２９年２月１５日
原子力規制庁

原子力科学研究所
保安検査①
平成28年11月29日

平成28年12月2日

安全・核セキュリ
ティ統括部(安核部)
が核燃料物質の保 安全・核セキュ管に関する調査を リティ統括部(安実施
核部)が核燃料物
質の保管に関す
る調査を実施安核部から依頼のあった、「核燃料物
質の“保管”※に関する調査」に関する
燃料研究棟に係る調査結果をメールにて回答「核燃料物質の“保管”※に関する調査」に関する燃料研究棟に係る調査結果
をメールにて回燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：・作業員Aから返信されたメールは見ていない。
メール本文のＵＲＬにも入って見ていない。
・他の課員も資料があるとは認識していないじゃないかと思う。課内の情報の伝達が機能してなかった。残念です。

【使用者（４／１１）】
１．事業者名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
２．事業所名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所
３．検査実施期間 平成２８年１１月１４日（月）～ １２月２日（金）５．検査結果○指摘事項
１）セル等における核燃料物質の管理について使用予定のない核燃料物質が、貯蔵又は廃棄することなく、長期間に亘って使用中と称して使用施設内のセルやグローブボックス等に保管されていることを確認した。このことから、貯蔵施設又は廃棄施設へ適切に貯蔵又は廃棄すること及び関係者への教育等を行うよう指摘した。

【要因1－50】
燃料研究棟関係者（マネージャー、主査、担当）は、平成8年に実施した貯蔵容器を点検(再梱包）した記録に関する情報（ポリ容器の底部が変色、破損、樹脂製の袋が膨張）を入手した際、当該情報を考慮して作業を計画する必要があったが、平成28年8月に関係者に情報共有されたものの、関係者は当該情報を確認しておらず、潜在するリスクを認識できなかった

原科研の保安検査に係る情報共有会議議事メモ（抜粋）平成28年11月29日
安全・核セキュリティ統括部
１．日時
平成28年11月29日（月）16：30 ～ 17：10
４．各拠点への調査依頼
核燃料物質の不適切な管理（使用と称して保管していること）及び取扱量を制限する表示について、各拠点とも確認中であるが、本日の原科研の状況を踏まえ、明日朝までに調査表を配布する。
資料２－１ 平成２８年度第３四半期の保安検査の実施状況について（抜粋）平成２９年２月１５日
原子力規制庁

安核部が核燃料物
質の保管に関する 安核部が核燃料再調査を実施物質の保管に関する再調査を実

平成28年12月7日

平成28年12月7日

燃料試験課は、
軽微異常報告書を発行

核燃料サイクル工学研究所(核サ研)
保安検査～
平成28年12月12日

平成28年12月8日

平成28年12月12日

安核部から依頼のあった、「核燃料物
質の“保管”※に関する調査」に関する
燃料研究棟に係る再調査結果をメールにて回答

福島燃料材料試験部 部長(燃材部長)は、発生した不適合について第３４回不適合管理分科会に報告し、不適合ランクＣの判断を受けた。

核燃料サイクル工学研究所
(核サ研)
保安検査

②

【使用者（４／１１）】
１．事業者名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
２．事業所名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所
３．検査実施期間 平成２８年１１月１４日（月）～ １２月２日（金）５．検査結果○指摘事項
１）セル等における核燃料物質の管理について使用予定のない核燃料物質が、貯蔵又は廃棄することなく、長期間に亘って使用中と称して使用施設内のセルやグローブボックス等に保管されていることを確認した。このことから、貯蔵施設又は廃棄施設へ適切に貯蔵又は廃棄すること及び関係者への教育等
軽微異常報告書（抜粋）
番号：28(AGS)12071
件名：セル及びグローブボックス内における核燃料物質の不適切な管理
発行日：平成28年12月7日
日時：H28年12月7日 19時00分頃 発生状況：
原子力科学研究所における使用施設保安検査を経た核燃料サイクル工学研究所の使用施設保安検査の状況等から、保安規定に基づく核燃料物質を使用する旨の計画書（年間使用計画及び使用実施計画）を作成したものの長期間グローブボックス等に核燃料物質を存在させていることを改善すべき事例と認識した。本件について燃料研究棟の核燃料物質の状況を調査したところ、同様の状況であることが確認された。
資料２－１ 平成２８年度第３四半期の保安検査の実施状況について（抜粋）平成２９年２月１５日
原子力規制庁

再調査結果を
メールにて回答【使用者（５／１１）】
１．事業者名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
２．事業所名 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所
３．検査実施期間 平成２８年１２月７日（水）～１２月１２日（月）５．検査結果○指摘事項
１）セル等における核燃料物質の管理について使用予定のない核燃料物質が、貯蔵又は廃棄することなく、長期間に亘って使用中と称して使用施設内のセルやグローブボックス等に保管されていることを確認した。このことから、貯蔵施設又は廃棄施設へ適切に貯蔵又は廃棄すること及び関係者への教育等を行うよう指摘した。
発生した不適合について第３４回不適合管理分科会に報告

平成28年度第34回不適合管理分科会議事録（抜粋）
件名：
グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理(燃料研究棟)発生日時
H28.12.7 19:00頃
分科会からのコメント、意見等：
・本事象は、保安規定に基づき年間使用計画を立案して核燃料物質を取扱っていたが、グローブボックス等内での核燃料物質の管理を改善する必要を認識したことから、不適合管理C-⑨と判断した。

不適合ランクＣの判断

電子メール受信

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：・(作業員Aの)メールは見ましたけ
れど、（サーバーの）中身までは見ていない。

【要因1－51】
燃料研究棟関係者（マネージャー、主査、担当）は、作業計画を策定する際、作業員Ａから周知された平成8年に実施した貯蔵容器を点検(再梱包）に関する情報を考慮して作業を計画する必要があったが、配信されたＥメールの本文を確認し添付してあった別件の作業計画が重要であると考えて確認したものの、Ｅメー
ル内に示してあった当該情報が保存されている燃料研究棟
共有ファイルサーバのフォル
ダ内を確認していなかった

電子メール受信

電子メール受信

燃料試験課 作業員Dインタビュー結果：
・メールは開いたかも知れない。添付も見たかも知れないが、リンク先の記録(メール本文
でサーバの保管先が示された平成8年の記録)は見ていない。

【要因1－53】
燃料試験課の管理者は、情報共有された平成8年の点検記
録を燃料試験課（燃料研究棟）
内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない等、安全に関する重要な情報についてフェイ
ス・ツー・フェイスでコミュニケー
ションする取組みが不足していた

燃料試験課 派遣Bインタビュー結果：
・(メール本文で示された平成8年の記録を保管先のサーバで)見た記憶はない。ただし、いつ頃だったか（作業員Aから記録を）紙で渡され見た記憶がある。

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(2/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成28年12月15日

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

燃料試験課長は、燃材部長に「グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理に関する不適合報告書について」審議申請し、燃
材部長は燃材部安全技術検討会に諮問した。

燃材部安全技術検討会は、「グローブ
ボックス及びフード内における核燃料
物質の不適切な管理に関する不適合報告書について」
審査を行った。
安全情報交流棟において「核燃料物
質の管理状況に係る臨時保安巡視」に対応した。

平成28年12月22日

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理に関する
不適合報告書について」審議申請

燃材部安全技術検討会に、諮問

平成28年12月19日

次長①

核燃料物質の管理状況に係る臨時保安巡
視

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

不適合報告書（ランクＣ）（抜粋）
不適合管理番号：2016(AGS)01
不適合の名称：グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理
不適合の区分：ランクＣ（⑨）
〔不適合の内容〕
原子力科学研究所における使用施設保安検査を経た核燃料サイクル工学研究所の使用施設保安検査の状況等から、保安規定に基づく核燃料物質を使用する旨の計画
書(年間使用計画及び使用実施計画)を作成したものの長期間グローブボックス等に
核燃料物質を存在させていることを改善すべき事例と認識した。本件について燃料
研究棟の核燃料物質の状況を調査したところ、同様の状況であることが確認された。
〔不適合の処置状況〕
軽微異常報告書を発行するとともに、本件について課内への周知を行った。また、グローブボックス及びフード内に存在している核燃料物質については容器に収納されている状態であることを確認した。
不適合を除去するために、グローブボックス及びフード内に存在している核燃料
物質の貯蔵施設等へ収納するための実施計画書を作成し、それに基づき計画的に実施する。
1)貯蔵施設に収納することが可能なもの(平成29年3月末予定)
2)貯蔵施設に収納する前に前処理が必要なもの(平成31年3月末予定)
3)廃棄施設に収納する前に前処理が必要なもの(平成30年3月末予定)

福島燃料材料試験部 官公庁等対応メモ（抜粋）No.28(AGS)061
件名：核燃料物質の管理状況に係る臨時保安巡視
打合せの概要：1.概要
原科研の保安検査で指摘された核燃料物質の不適切な管理について、臨時保安巡視が行われFMF、AGF、燃研棟の調査結果を説明した。
審議
2.内容
確認項目は以下のとおり。
①FMF、AGF、燃研棟において、長期に渡って使用中として保安規定に従って適切に貯蔵又は廃棄せず、使用施設内で保管していた状況。
②核燃料物質の使用予定が無いにも係わらず、施設の点検等の際に他のセルに移動していた状況。
③一部のセルで核燃料物質の貯蔵施設があるにも係わらず、その場所に貯蔵していなかった状況。
上記①について、大洗研究開発センターでまとめた調査表及び施設毎の核燃料物質の保管状況及び取扱期間についての調査表に基づき、核燃料物質の使用計画の有無、貯蔵施設へ移動すべき試料数等を説明した。また、取扱期間について調査を継続しているが、現時点で取扱開始が一番古い試料はいつから取扱っているか
説明し、施設毎にエピデンスを提出した。
上記②③については使用変更許可申請書の記載内容と現状の核燃料物質の取扱状況について、各施設の場所
別使用方法を示した調査表に基づき説明した。

燃材部長は、審査
内容の承認後、施設安全課長に提出
し、管理責任者、核燃料取扱主務者及び所長に通知した。

審査内容の承認
規制庁面談記録（抜粋）１．件名「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター及び大洗研究開発センター（北地区及び南地区）における保安規定の遵守状況の調査にて確認した事項に係る面談」
２．日時：平成２８年１２月２６日（月）１３時００分～１４時３０分
５．要旨
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）人形峠環境技術センター及び大洗研究開発センター（北地区及び南地区）における保安規定の遵守状況の調査にて確認した以下の事項について、原子力機構と面談を実施した。
①各施設における核燃料物質の不適切な管理について（人形峠環境技術センター及び大洗研究開発センター（北地区及び南地区）が対象）②放射線管理用機器の不適切な管理及び空気中の放射性物質濃度の不適切な算出について（大洗研究開発センター（南地区）が対象）
主な内容は以下のとおり。

平成28年12月26日

平成29年1月10日

規制庁面談において、保安規定等に定められている措
置が講じられていなかった疑義があるとの指摘を受けた。

規制庁面談において、保安規定等に定められている措置が講じられていなかった疑義があるとの指摘

燃料試験課長は、規制庁面談対応を
実施した。

規制庁面談

５．１ 各施設における核燃料物質の不適切な管理について（２）大洗研究開発センター（北地区及び南地区）から配付資料に基づき以下のとおり説明があった。
・北地区及び南地区のうち３施設において、使用後の試料等を貯蔵施設あるいは保管廃棄施設で貯蔵、保管廃棄していない状況を確認した。当該状況については、最長３６年に亘っているものがあった。
・廃棄物とすべき試料はごく一部であり、ほとんどは貯蔵施設に貯蔵する予定。現在、既許可の貯蔵施設に物理的に全て貯蔵できるかを含め、検討中。
・今後、福島燃料材料試験部長を責任者として、各対応を進めていく。
・本件を不適合管理の対象として原因究明等を進めている。
（３）原子力規制庁から以下のとおり指摘した。
・本件については、原子力機構原子力科学研究所の平成２８年度第３回保安検査にて確認された状況と同様であり、保安規定等に定められている措置が講じられていなかった疑義があると考える。したがって、次に掲げる事項について再認識の上、必要な対応を図ること。
①使用していない核燃料物質を使用許可若しくは保安規定に基づく管理が行えるよう速やかに貯蔵施設又は廃棄施設へ適切に貯蔵又は廃棄すること。
②核燃料物質の使用等は、原子炉等規制法第５２条に基づき申請された目的及び方法に基づき取扱う行為であることを再認識するとともに、それを踏まえ、速やかに管理者及び従事者に対し必要な教育訓練の実施等により、適切な核燃料物質の管理を行うこと。
③適切な核燃料物質の管理を行うため、必要に応じて許認可手続きを行うこと。
④上記について、当該センター所長は、必要な改善が適切に実施されるよう、責任をもって対応すること。
・本件については、核燃料物質等の管理状況を適切な状態に戻すための分類は、以下のように大きく３つに仕分けることが出来ると考えている。
①現行許可及び保安規定の範囲内で速やかに実施できるもの。
②ある程度の安全確保策を講じた上で、現行許可の範囲で実施できるもの。
③使用変更許可及び保安規定の変更認可を講じないと実施できないもの。
これらのうち、まず行うべきことは①であり、これについては早急に実施すること。
・また、許認可手続が必要であると判断する場合においても、必要な手続を行うまでの間、安全確保の観点からどのようにするのがよいのか検討すること。
・今後、同様の事象の発生を防止するため、保安規定の変更についても検討すること。
・また、加工施設についても使用施設と同様の対応を行うとともに、保安規定上、使用施設のような年間使用計画等の策定に係る規定がないが、適切に管施設安全課長に提出
管理責任者、核燃料取扱主務者
及び所長に通知AGSメモ2016(AGS)011102（抜粋）
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画
発行：平成29年1月11日

平成29年1月11日

燃材部長は、本件について不適合ラ
ンクＣで管理していたが、平成２８年１
２月２６日の規制庁面談において、指摘を受けたことから、改めて検討を行い、不適合ランク
Ｂに区分変更して対応する旨、第３７回不適合管理分科会に報告した。また、第１６回拡大品質委員会に報告している。

燃材部長は、核燃
料物質を適切に貯蔵施設への貯蔵又
は廃棄施設へ廃棄するため、改善計
画「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画」AGSメモ
2016(AGS)011102を発行した。

1.概要
原子力科学研究所核燃料物質使用施設の平成28年度第３回保安検査における指摘を受け、大洗研究開発センターの核燃料物質使用施設において核燃料物質の管理について調査した結果、燃料研究棟においても不適切な状態であることを確認した。
これを受け、グローブボックス及びフードでの核燃料物質の不適切な管理を改め、
核燃料物質を適切に貯蔵施設への貯蔵又は廃棄施設への廃棄を行うための改善計画を策定する。

不適合ランクＢに区分変更して対応することとした。

規制庁面談記録（抜粋）
１．件名：「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学セン
ター、大洗研究開発センター及び人形峠環境技術センターにおける核燃料物質の不適切な管理の改善計画に係る面談」
２．日時：平成２９年１月１０日（火）１４時４０分～１５時３０分
５．要旨
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）から、
平成２８年１２月２７日の原子力科学研究所の面談結果を踏まえ検討した、核燃料
サイクル工学研究所、大洗研究開発センター及び人形峠環境技術センターにおける核燃料物質の不適切な管理の改善計画に係る説明があった。
（１）原子力機構から、核燃料サイクル工学研究所、大洗研究開発センター及び人形峠環境技術センターの改善計画について、配付資料に基づき説明があった。
（２）原子力規制庁から、以下のとおり伝えた。
✔使用予定のない核燃料物質が、貯蔵施設及び廃棄施設以外の場所で、使用後に長年放置されていた不適切な状態について、適切な状態に戻すための基本的な方針として、安全確保最優先で行うこと、その際、無駄な投資をしないこと、できるだけ早く行うことが重要である。
✔本日説明があった計画は、基本的に３分類（①現行の許可のもと、既施設に貯蔵又は廃棄する。②現行の許可のもと、処理を行い、既施設に貯蔵又は廃棄する。③
許認可手続きの後、貯蔵又は廃棄）して、日程を示しているが、それぞれ的確な物
量及び作業量の把握が必要であり、特に②及び③に関しては確実な実施計画を策定
し、進捗管理を行うこと。
✔施設ごとに貯蔵又は廃棄を検討しているが、事業所全体で一元管理するなどの検討も必要ではないか。
✔新たに貯蔵施設を追加設置すること以外にも、現状の保管場所を貯蔵場所とすることも含めて合理的な検討を行うこと。
✔作業に当たっては、保安規定に不適切な核燃料物質の後始末に関する特別な条項を追加することが適当ではないか。また、今後の核燃料物質の適切な管理のために使用計画等の管理プロセスの明確化等についても保安規定に追加することが適当ではないか。
✔機構全体として適切な管理状態に戻すための進捗管理を行い、毎月進捗状況を報告すること。なお、施設によって個別の事情があるのであれば、いつでも行政相談すること。
✔貯蔵または廃棄するにあたり、核燃料物質の処理が必要な場合、保安規定の変更
手続きを待たず、現在行っている作業を進めても構わないが、その前に原子力規制庁に当該作業の内容及び安全確保策等について説明すること。

2.改善計画(1)改善方針
グローブボックス及びフードにおいて不適切に管理している核燃料物質を以下のように分類する。
①現行の許可のもと、既施設に貯蔵又は廃棄するもの②現行の許可のもと、処理を実施し、既施設に貯蔵又は廃棄するもの
なお、作業にあたっては、安全を最優先として速やかに実施する。
(2)処理分類
グローブボックス及びフードにおいて不適切に管理している核燃料物質の処理分類
及び内訳は表1,2及び図 1のとおり。なお、試料毎の分類を別添に示す。
(3)改善スケジュール
以下の期間内に不適切に管理している核燃料物質を貯蔵施設へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する。
表3 にスケジュールを示す。
・分類①の固体試料は、1月から作業を開始し6月末までに貯蔵する。
・分類②の固体試料は、4月から処理作業を開始し12月末までに貯蔵する。
・分類②の液体試料は、4月から6月までの期間で固化処理作業を行い、12月末までに廃棄する。
なお、本作業が計画的に実施していることを確認するため、貯蔵又は廃棄した試料数を月度で管理することとする。

第３７回不適合管理分科会、１６回拡大品質委
員会に報告

当該不適合をランクＢとして対応することを承認

平成２８年度第３７回不適合管理分科会議事録（抜粋）
開催日：平成29年1月11日(水)10:30～11:50〈備考〉
・福島燃料材料試験部か（第34回）不適合管理分科会で報告した「(28-34-3 No.1(FMF)、 No.2(AGF)及びNo.3(燃料研究棟)核燃料物質の不適切な管理について」不適合Ｃ-⑨から不適合Ｂ-⑦(部長の判断)で今後対応する旨の報告があった。
AGSメモ
2016(AGS)011102
を作成

3.その他
不適切に管理している核燃料物質を貯蔵施設へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実施する際には、計量管理上の情報に基づいた具体的な集番・容器変更等の計画を別途作成する。
また、固体試料の熱処理及び液体試料の固化処理については、その作業内容と許可

AGSメモ
2016(AGS)011102
の確認

AGSメモ
2016(AGS)011102の確認【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(3/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】AGSメモ
2016(AGS)011102
の確認

AGSメモ
2016(AGS)011102
を承認
平成29年1月12日

AGSメモ2016(AGS)011303（抜粋）
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画
発行：平成29年1月13日

燃料試験課長は、燃材部長に「ランクＣ」から「ランクＢ」
への変更に関する審議申請し、燃材部長は諮問を不要と判断した。

１.概要
燃料研究棟におけるグローブボックス及びフードでの核燃料
物質の不適切な管理を改め、核燃料物質を適切に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄するための改善計画を策定した(AGS メ
モ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画(2016(AGS)011102) )。
本メモは、不適切に管理している核燃料物質を貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実施する際に使用する情報として、計量管理データに基づいた具体的な集番・容器変更の計画を定めるものである。

「ランクＣ」か
ら「ランクＢ」
への変更に関す
る審議申請

ランク変更を指示
２.集番・容器変更計画
別添に容器番号ごとの集番ケースのリストを示す。
平成29年1月13日

燃材部長は、「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画」を発行した。

AGSメモ
2016(AGS)011303
を作成

３.その他
実際の集番・容器変更作業に際しては、核燃料物質の状態(形態、体積等)を確認したうえで、効率的に減容できる組み合

AGSメモ
2016(AGS)01130
3の確認

AGSメモ
2016(AGS)011303
の確認

AGSメモ
2016(AGS)011303
の確認

AGSメモ
2016(AGS)01130
3を承認
燃材部長は、不適合報告書（ランクＢ）を作成後、品質委員会の事務局である施設安全課に提出した。

不適合報告書(ランクA、 B)（抜粋）
不適合管理番号：2016(AGS)01
部署名：福島燃料材料試験部 燃料試験課

不適合報告書（ランクＢ）を作成

不適合の名称：グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理
不適合の区分：ランクB (⑦)
〔不適合の区分判断根拠〕
本件は部長が品質保証上の観点から不適合管理が必要と判断しランク C-⑨で管理してきた件
2016(AGS)01について、平成28年12月26日の規制庁面談にて保安規定違反の疑義があるとの指摘を受けたことから、ランク B-⑦に区分変更する。

現場作業担当者打合せ（全体スケジュール等の共有）を実施（9：45-11：00）

不適合報告書（ランクＢ）
を施設安全課に提出

現場作業担当者打ち合わせ【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(4/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年1月17日

事象

トピックス

副所長

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）燃料試験課にて、放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェック
リスト」、「SRAシート」、「保安規定チェック
リスト」、「使用許可チェクリ
スト」、「放射線安全チェックリスト」を作成【要因1－50】
再掲

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会長）【要因1－55】
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等
から核燃料物質を核燃料貯蔵庫に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、内容器等を確認する場合は、フード以外のセル等（セル、グローブボック
スその他の気密性の高い設備）
及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む
非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理
等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、
核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計
画書（非定常作業計画書）を作成していなかった

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課
マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】【要因1－87】
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった

部長（施設管理統括者）

・作業にあたり汚染が必ずあるとの前提で立案していないということである。
・放射線作業は出した。そのための概要は作成したとのイメージであり定常作業とした。

【要因1－57】
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等の情報を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、在籍期間の長い研究グループの担当者に過去の経緯を確認した際、酸化物やスクラップに関する情報はなかったものの、「炭化物や窒化物についてはＡｒガス雰囲気で金属容器に封入」又は「熱処理を加えて安定化処理」しているとの情報を得たことから、核燃料物
質は安定化処理して保管されているものと考えた【要因1－63】
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、数年以上実施していない貯蔵容器内の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について作業手順を詳細に定めた非定
常作業計画書を作成する必要があったが、貯蔵容器の内容物の確認は燃料研究棟では過去から適宜実施しており、これまで同様に詳細な手順は不要で定常作業として実施すればよいと考えた【要因1－68】
燃料試験課担当者は、放射線損
傷によって樹脂製の袋が劣化し破れやすくなることは認識していたものの、核燃料物質と有機物が混在した場合にガスが発生し樹脂製の袋が膨らむことに関する情報を知らなかった【要因1－58】
燃料試験課長、マネージャー
及び担当者は、不明瞭な核燃
料物質に対するリスクを考慮
料物質（Ｍスクラップ）に対するすべきであったが、関係者からリスクを考慮する必要があった
確認した内容から、貯蔵容器
が、関係者から確認した内容の内容物（スクラップの内容、から、貯蔵容器の内容物（スク
有機物の混在等）の情報は得
ラップの内容、有機物の混在られなかったにも関わらず、核等）の情報は得られなかったに
燃料物質は安定化処理して保も関わらず、核燃料物質は安管されているものと考え、さら定化処理して保管されているに調査する必要があるというものと考え、さらに調査する必意識に至らなかった
要があるという意識に至らな（F-14 ）かった

【要因1－64-1】
燃料試験課は、数十年間にわたり当該貯蔵容器の内容物を確認していない状況を踏まえ、潜在的リスクが存在する作業である
3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、詳細な作業手順やホールドポイ
ントを明確にした作業計画書（非定常作業計画書）を作成する必要があったが、貯蔵容器の開封作業は2年前に経験しているものの、長期間開封していない貯蔵容器であることや内容物の情報がわかっていないことを考慮しない等、作業計画時に３Ｈ作業（非定常作業）であると認識せず、課長承認である共通作業要領「燃料研究棟における作業計画
区分」による定常作業という前例【要因1-25】
再掲【要因1－8】
再掲

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・そういう話を現場からも、研究側とお互い向かい合って、議事録を残したっていうのはない。
・今回我々が不適切な核燃の貯蔵を研究側とやっていく中で、貯蔵容器にしまわれている核燃の情報をどれだけ詳しく聞いたかというと、貯蔵容器の中に入っている核燃料物質はどういう実験の経緯があって、どういう物理形であって、どういう風な梱包状態にあるかまで、メッシュが切れていない。わからないのである。
それは、実験者しか、貯蔵容器に仕舞った人しかわからない。記録に残っていない。
・ただ総論的には、炭化物、窒化物という化学形態で貯蔵されているものはあるということは知っているし、基本的にアルゴンガ
ス雰囲気で保持されて貯蔵されている。ものによっては金属容器に入れて貯蔵されている。というのは情報交換している。
・確認作業はフードである。万が一、汚染を考えるとフードでやるしかないとの考えからだ。一般環境で汚染が発生した時にどうし様もなくなるからである。
・我々の認識としては、化学的活性なものであったらそれなりの処置をして貯蔵を行っていると考えていた。燃研棟では、金属、炭化物、窒化物も貯蔵できる許可となっている。アルゴン雰囲気にしてバックアウトしたり、金属の容器に入れてバックアウトしたり。そのくらいの処置はしていると考えていた。ニトロセルロースの火災については認識していたので、炭化物、窒化物のダストに関して火災という観点では、ケアしていた。
・旧原研時代に行った点検においても汚染がなかったという情報は、当時の担当から聞いている。

【要因1－61】
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、施設チームの元担
当者に過去の経緯を確認した際、当時の資料が見つからなかったが過去に貯蔵容器を点検し、その時に汚染はなかったとの情報を得たことから、点検作業において過去に大きな問題はなかったと誤った認識をした【要因1－67】
燃料試験課担当者は、一般安全チェックリストの該当箇所にチェッ
クし貯蔵容器を開ける際のガス
圧上昇のリスクを検討する等、具体的な手順や対象物の線量、内容物の情報等を十分に調査した
上で、作業計画を策定する必要があったが、定常作業であり、樹脂製の袋の膨らみ破裂に至る恐れがあることについて気が付かず、一般安全チェックリストの「爆発・破裂・飛散のおそれ」にチェッ
クしなかった

安全技術検討会

燃料試験課 課長インタビュー結果：
・通常の流れに乗って行う作業（持って来て、フードで開ける作業）はルー
チン作業と思っている。一年以上も行っていない作業ではあるが、その一年以上という縛りを私は意識していな
かった。

【要因1－
26】
再掲

【要因1－56】
燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等の情報を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、在籍期間の長い研究グループの担当者
や施設チームの元担当者に貯蔵容器の内容物の状況等を確認した内容から、核燃料物質使
用許可の範囲と解釈し、汚染の可能性を考慮すればフード内で貯蔵容器の蓋を開け、内容物の点検作業を行ってよいと考えた

燃料試験課

課長
（安全管理部次長）【要因1－59】
燃料試験課は、不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）に対するリスクを考慮し、貯蔵容器の内容物について十分に調査する必要があったが、過去の情報は当時の関係者にしかわからないとして過去に在籍していた研究者等からの情報（核燃料物質は安定化処理され保管されている）に傾
注してしまった【要因1－60】
燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、
核燃料物質を安全に取扱うことに対する慎重さに欠けた【要因1－66】
大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である
3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に関する作業計
画を作成する手順を明確にする必要があったが、３H作業の定義、作業手順、ホールドポイントの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていな
かった【要因1－65】
燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である3H
作業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があっ
たが、品質保証計画書に基づ
く「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）28－049)（抜粋）
平成29年1月17日
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.1.19～H29.3.31
作業従事者：職員等8名、(年間請負業者5名)
作業の種類：定常的な作業
作業概要：
核燃料物質の不適切な管理に係る改善作業として、グローブボックス等から核燃料貯蔵庫へ収納を行う。(詳細は別添1参照)
作業場の予想レベル：
線量当量率（μSv/ｈ）1～25、線量（ｍSv)＜0.1、空気中濃度＜検出下限、表面密度（Bq/㎝2）
β（γ）＜0.4 α＜0.04(平成29年1月6日現在)
放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年1月18日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬出する際は、放管に連絡すること。

核燃料物質の貯蔵作業（抜粋）平成29年1月17日
１. 目的
AGSメモ燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画【2016 (AGS) 011102】に基づき、燃料研究棟グローブボックス内およびフード内に存在している核燃料物質を核燃料貯蔵庫に収納する。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・残念ながら。仮に平成8年当時の点検記
録の情報がわかっていて、１重目が破裂する可能性がありますよというリスクが抽出されているとしたら、安全対策なり、リ
スクアセスメントなりにきっと入れていたと思う。PVCバックが膨れるような状況があったら、作業をそこで中断するとかいうようなリスクアセスメントをしたかもしれない。その前にたぶんPVCバックが膨れるよ
うな履歴が過去に確認されている容器については、開ける作業そのものをたぶんやってないと思う。
燃料試験課 派遣Bインタビュー結果：
・(貯蔵容器を)開けることは2年位前にリバッチするために開ける予定のものを開けた。
・(それはRIではなく、)核燃料物質である。

放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェッ
クリスト」、「SRAシート」、「保安規定チェッ
クリスト」、「使用許可チェク
リスト」、「放射線安全チェックリスト」の起票

２. 作業方法(1)核燃料物質の確認及び貯蔵作業
グローブボックスおよびフード内に存在している核燃料物質について、現状を再確認して整理、集番を行
い、核燃料貯蔵室に移動する。
また、核燃料貯蔵室への核燃料物質の移動に付随して貯蔵容器の点検と汚染検査をフードH-1で行う。
(2)資材のバッグイン
燃料研究棟本体施設作業要領No.1「グローブボックス物品搬入(バックイン)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(3)資材及び核燃料物質のバッグアウト
燃料研究棟本体施設作業要領No.2「グローブボックス物品搬出(バックアウト)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(4)核燃料物質の取扱い
核燃料物質の取扱いに関しては、燃料研究棟本体施設作業要領No.39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の取扱い」及び燃料研究棟本体施設作業要領No.44「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管理」に基づき取扱いを行う。
(5)その他
必要に応じて燃料研究棟本体施設作業要領No.4「グローブボックスビニルバック交換」に基づき、グローブ
ボックスのビニルバッグを交換する。
３.作業場所
燃料研究棟101、102、103、107、108号室及びフード(H-1、H-2)
４.作業体制、指揮命令

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：
・この作業を定常作業とした理由は、貯蔵庫から物を取出して、108室のフードに持って行く作業は経験のある反復作業との考えか
ら、定常的にやっている作業であると判断し定常作業としたもの。
GBからバックアウトし貯蔵庫にしまう作業については、貯蔵容器から持って来たものの蓋を開けて中の汚染検査をし、蓋が開いている状態のところにバックアウトして来たものが入って蓋をして貯蔵庫へ戻す。こういった一連の作業は定常範囲のものであるとの考えの基に定常とした。
・経験上のところから私達は定常と言っている。残念ながら要領はない。南地区とはマニュアルの有無が大きな違いである。北地区にはない。北地区は安全作業手順書として明確な記載があり、これまで経験した作業であれば定常と考えている。
・記載している一年以上について、今回は当てはめることはしなかった。そこの配慮が不足していたと思う。
・当時は、計画のところでAGSメモでの改善計画で「核燃料物質の不適切な管理」を指摘されたことで計画を作成したのは、AGF
も燃料研究棟に一緒で別々に作成した。具体的には101個の核燃料物質があり、うち77個は直ぐに貯蔵可能なものと18個の処理を要するもの、6個は固体化し廃棄するものに区別して対応することとした。そして、77個についてはGBからバックアウトし、貯蔵容器内を確認後、空きスペースに入れる経験のある作業としてスタートしてしまった。これはマニュアルを整備し行うことが必要だったかも知れないが、非定常にしなかったのは反復の経験があるからである。今回不適合となったことをトラブルと解釈していれば非定常としてスタートしていたかも知れない。ただ、出したものを単純に片付けるとしたことが定常作業とした理由である。

備考【年間請負(研究)】・平成8年の再梱包記録について事故後の7月14日に見た。見たのは初めてだった。旧原研の燃研棟施設担当から過去にPVCバッグの状態確認するために、中を開けたことがあるとは聞いていた。ただ、何本開けたかわからないし、いつ開けたのかもわからないと言っていた。事故前。自分らが核燃の不適切な管理（の改善）を行うにあたり、貯蔵容器を開けたりするので研究グループに聞くことと同時に、プルトニウム技術開発
室員Bにもそれを聞いていた。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・「爆発・破裂・飛散の恐れ」という項目が一般安全チェックリ
ストにあるが該当なしとなっていることについては。ただ、燃料研究棟の建屋の中の研究Grのから聞き取りでしかないが、主たる研究者が「セメダインを使った経緯はありません」ということだったことから燃料研究棟ではニトロセルローズのようなリスクについて評価しなかった。その時点でガスが発生するという概念はない。
・原研時代に貯蔵容器を開けて1度確認していると聞いている。残念ながら何の記録もエビデンスもないから、表には出ていない。
そのときは、汚染もなかったと聞いている。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・今回の作業範囲は、定常の範囲という評価である。使
用許可に書いていないというがあるから。フードの使用目的の中に、貯蔵容器の点検と書いてある。それは、外観を点検しているとしか見なくて、汚染検査というフードの使用もある。貯蔵容器を開けて、ねじの部とかオーリングとかを点検する、中に汚染がないことを点検するというのもフードの使用の方法として認められた作業である。燃研棟はそれを認めてもらわないと、作業ができない。なんら、非定常作業じゃない。

【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

・貯蔵容器の中に有機物が含まれていることはわからなかった。

囲で聞くしかなかった。だから、貯蔵容器点検に関する細かい情報はなかった。全貯蔵容器をやったと思うと言っていたので、全部やったんだと私は思った。汚染があったのかと聞いたら、汚染がなかったと答えた。それはよかったねといった会話をした。ただ、記録には残したとは、聞いていた。自分でも探したし、プルトニウム技術開発室員Bも探してもらっていたが見つからなかった。
【要因1-3】
再掲【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

燃料高温科学研究グループ 研究者Aインタビュー結果：・貯蔵容器の扱い方、貯蔵容器の中身とか、スクラップにマウントしたものが入っているとか、そういった情報がまとめられてなかったのか.今回の事故のように、マウントされたものが入ってるとか、有機物が入っているとかそういう整理表というのはなかった。事故後に、私も古い書類を見てみたが、見つからない。
OBに聞いてもそういうのはなくて、核燃の計量管理台帳を見るしかない。言い訳がましいが、貯蔵室の管理、核燃の管理は、Pu技術開発室の担当の方がやっていて、我々は研究側だったので、どんな処理して、どんな伝票が出ているかはわからなかった。
・いつかはわからないが、去年の暮れか、今年になってからか、
不適切な核燃の管理を改善するために、貯蔵容器のスペースを開けて、内容物を確認しないといけないということになった。
そこで、作業員E、TL-Aから、開けて大丈夫かというような相談を受けた。正式な打ち合わせか、担当者だけのミーティングかは覚えていない。研究者Cもその場にいたかもしれないが、覚えていない。炭化物、窒化物は酸化処理していて、ペレットは金属容器に密封した状態で、あとは原料が入っていると答えた。

・（事故後の7/14に発見した平成8年当時の点検の情報、特に当該の貯蔵容器1010のペーｼﾞにポリ容器の破損・膨張という記載があった）そのようなことは知らなかった。そのような記録は探したが見つからなかった。不適切管理の核燃より以前に、燃研棟の廃止措置
で核燃移管ときに話が出た。移管する情報として、どんな形態で保管されているのかは計量管理以外でも大切だ。燃研棟に入社当時からいた旧原研の職員からそういう作業していると聞いていた。「汚染が無く、全数やったと思う。」との返答を受け、全数やったと私は解釈した。
・口頭でのやり取りなので、プルトニウム技術開発室員Bの記憶の範【要因1－62】
燃料試験課は、貯蔵した核燃料
物質の情報は、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）や当時の関係者の意見（核燃料物質は安定化処理されているか、不活性ガスに封入されて貯蔵されている）を取り入れればよいと考え、貯蔵容器に保管しているスクラップの中に含まれているその他の物質の情報を記録として保管しておらず、容易に調査することができなかった【要因1－64-2】
燃材部（燃料試験課）は、品質保証計画書に基づき３Ｈ作業（非定常作業）を含む保安活動に関する業務の計画ついて考え方を明確にする必要があったが、従前からの共通作業要領に従えばよいと考え、品質保証活動で求められている個別業務に係る作業計画が必要と考えなかった・もし平成8年当時の点検の記録があれば作業状況は変わった。逆に作業進捗できずにいたかもしれない。燃研棟にある許可の範囲の設備と使用の方法でどうやったら確認できるかを考えないとい
けない。これ見ると、全部が全部ではない。おそらくMが樹脂固定もの。結果論から言うと、これは開けるのを止めようと。他のシンプルな化学組成のものだけ開けていこうと判断したかもしれない。
・実際に、2月、3月も開けている。その時はMというのを選んでいない。それは、計量管理のデータからスクラップ扱いになっているので、どういう風な形状で、どんな状況で入っているかわからない。単純に、二酸化プルトニウムやウランといった物質記述的にシンプルなものを選んで最初やっている。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：
・基本的に貯蔵容器の中身について、厳密にどのような状態で入っているか等の収納状態が不明なので在職している研究グループの人から聞取りを行った。
・心配していたのは開口した際に発火することであったので、炭化物や窒化物が安定化処理しているか、またどういった状態で入っているかを聞いた。その結果、酸化処理したものはそのまま入っている。活性なものについてはアルゴン雰囲気の中で容器に入れたとのことだったので「いきなり火災になるようなものはない」という事前の情報を得ていた。
・窒化物は酸化処理若しくはアルゴン雰囲気で密封されているとのことだった。
・先ず、H29.1月19日～3月31日の計画については、貯蔵庫から容器を持ってきて開ける作業を開始するに当たり、私の中では貯蔵庫にある容器内の情報が判らないため、情報収集をした。燃料研究棟に常駐している基礎工の方（研究者A、研究者C、年間請負(研究)）に容器内の情報を聞いた。方法は施設側にある計量管理情報（国への報告）、試料管理の情報（燃研棟内の保管情報等）を確認し、試料の封入状態を炭窒化物、酸化物、金属等の状態を基に聞き取った。
・打合せをする際は伝票等から内容物を調査した。私たちが重要視したのは、H22年に経験した核サ研での窒化物による火災に関する情報（ニトロセルロース）である。計量管理伝票上は炭窒化物が入っていることが明らかだったので状態を知りたかった。状態によっては容器を開けた際に火災に発展する可能性がある。炭窒化物はアルゴン雰囲
気のGB内で金属容器に密閉された状態となっているとのことだった。
・これによりアルゴン雰囲気の状態が保持できていれば問題ないとした。気密性をPCVバックで保たれていることと、アルゴン雰囲気の状態が保持できていれば安全であろうと思った。その他、PVCバック2重で酸化物になっているので危険なものは無いことを確認した。実際に作業開始は2月16日からである。

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）５.作業予定日
平成29年1月19日～平成29年3月31日
６. 安全対策(1)燃料研究棟本体施設作業要領No.32「グローブボックスの安全作業」に基づく。
(2)燃料研究棟本体施設作業要領No.33「フードの安全作業」に基づく。
(3)本計画書で計画していない計画外の作業を禁止する。

プルトニウム技術開発室員Bインタビュー結果：・平成8年の再梱包作業職員は私のみ。当時の業務協力員1名、残り2名は年間補給契約者合計4名。その上にプルトニウム技術開発室 室長G(当時主査)がついているという体制である。
プルトニウム技術開発室 室長G(当時主査)は全く現場にいなかった訳ではないが、実際現場で作業をしていたのは、私達だけです。現場で相談の様な事があれば入って来た。
・記録を見て確認したことで、誰が確認したかは分からない
が、一部ポリ瓶がガンマ線の脆化による劣化なのか不明であるが壊れていた。しかし、壊れていたという記憶は無い。それは、まさに今回問題になったもの。それは取り替えたという記録はある。誰が確認し取り替えたか記録は無い。その作業はチームで行っていたので、誰かが確認したと思う。
・あれだけの記録をつくっていたので一本一本ごとの記録で表紙的なものは分からないが、私の記憶ではワープロで作成した電子データと出力した紙は紙ファイルに入れて、背表紙を付けて燃研棟の居室の方に置いた記憶はある。記録の上に室長に確認してもらった一枚かがみのようなものは無い。その話がプルトニウム技術開発室 室長Gにいったとして、それから上にいかないことはないだろう。IAEAからの指示があったのだから室長や室代が知らないことはないと思う。

７. 異常が認められた場合の処置
燃料研究棟使用手引第５章異常時及び非常事態の措置に基づく。
８.リスクアセスメント
平成29年1月17日作成「核燃料物質の貯蔵作業」(参照)

簡易リスクアセスメントシート(SRAシート)（抜粋）
作成：平成29年1月17日（3／4）
放射線安全チェックリスト検討結果
番号：１
項目：被ばく線量は適切か（計画値）
具体的検討結果：①事前のサーベイ結果に基づいたか
1月6日の測定結果より、本作業で使用するグローブボックス及びフードは、表面線量率が20μSv/h以下である。
②以前実施した同種、類似作業の結果に基づいたか
作業場の予想レベルは、放射線作業連絡票に示す通りである。想定される作業時間は、これまでに実施してきたグローブボックス及びフード作業と同様である。よって、放射線作業
連絡票に示す線量（＜0.1mSv）は適切である。

一般安全チェックリスト（抜粋）作業件名 核燃料作業の貯蔵作業
点検項目：
22 爆発、破裂、飛散のおそれはあるか。→該当しないにチェック
25 噴出、漏洩のおそれはあるか。

→該当しないにチェック

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(5/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

事象

トピックス

副所長

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】

放射線作業連絡票

核燃料物質の貯蔵作業（計画書）、
一般安全チェックリスト、
SRAシート、
保安規定チェックリスト、使用許可チェクリスト、
放射線安全チェックリスト

SRAシート、
保安規定チェックリスト、使用許可チェクリスト、
放射線安全チェックリスト

燃料試験課 課長インタビュー結果：・エポキシのような有機物が分解によって水素が発生するという認識はない。放
射線安全取扱手引きの貯蔵の条件には、
放射線損傷によってガス圧が上昇するとの記載についてもそのような認識はなかったが、燃料を入れてしまう行為は研究Gr.で行い、施設側はそれを受取るとの認識であった。

【要因1-25】
再掲

確認

核燃料物質の貯蔵作業（計画書）

【GL】
確認

確認

燃料試験課 課長インタビュー結果：
・安定なものが入っていることの報告はあった。だから、開けても大丈夫と思った。我々としては、安全な状態で封入されているとの前提で扱っているので、PVC
バックを定期的に確認するという考えはなかった。エポキシが入っているかについて、その時点は調査していないと思う。

電子メール（抜粋）(要約)
差出人:
TL-A
送信日時: 2017年9月20日水曜日12:03
件名:
RE: 貯蔵容器１０１０の開蓋について確認
私も作業員Eと同じで、「以前プルトニウム技術開発室員Bさんが開蓋して確認した、ということは知っていたが、いつ開蓋したか（長期にわたって開蓋していない）ことについては知らなかった」認識でした。
承認

燃料試験課 課長インタビュー結果：
・可能な範囲内で調査している。調査は作業者E、TL-Aが行っていた。調べ尽くしたかと問われれば、様々な意見があると思う。調べ尽くしていれば今回の様なことが判ったと思う。調査した内容は聞いていた。大丈夫ということしか聞いていない。全てを聞いていかは不明である。

平成29年1月18日

燃料試験課 作業者Eインタビュー結果：
・(過去に貯蔵容器№1010の蓋をプルトニ
ウム技術開発室員Bが開けたことがあることは知っていたが、)このこと(長期(約20年間)に渡って開けていなかったということ)は、知らなかった。
＊本回答はTL-Aも別途メールでの問い合
わせに対して同じ回答をしている

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）28－049)（抜粋）
平成29年1月17日
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.1.19～H29.3.31
作業従事者：職員等8名、(年間請負業者5名)
作業の種類：定常的な作業

放射線管理第２課(放管)との打合せ

現場作業担当者管と放射線管理第２課(放管)の打合せ
打合せ

平成29年1月19日

打合せ

放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年1月18日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬出する際は、放管に連絡すること。

核燃料物質の貯蔵作業～
平成29年1月26日【

作業
平成29年1月20日

平成29年1月22日～
平成29年1月31日

不適合報告書（ランクＢ）について第１
７回拡大品質保証推進委員会の審議。

不適合報告書（ランクＢ）について第１
７回拡大品質保証推進委員会の管理責任者、核燃料取扱主務者の確認及び所長の承認。

作業

作業

核燃料物質の貯蔵作業
1/19：集番のため移動、
1/20：集番、写真撮影、
1/24：GB内核燃料物質の確認、写真撮影、
1/26：GB内核燃料物質の確認、写真撮影、 】
作業

拡大品質保証推進委員会不適合報告書（ランクＢ）
について審議拡大品質保証推進委員会不適合報告書（ランクＢ）の確認

核燃料取扱主務者
拡大品質保証推進委員会不適合報告書（ランクＢ）の確認

拡大品質保証推進委員会不適合報告書（ランク
Ｂ）の承認

③

作業

作業

GB内作業

GB内作業

備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(6/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年1月26日

トピックス

事象

規制庁との面談（核サ研、人形峠）②

規制庁との面談（核サ研、人形峠）

安核部担当者
面談速報の周知

副所長

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

３.グローブボックス内における核燃料物質の管理に係る改善計画(3)分類③
既存GBを貯蔵設備に転用して対象アイテムを収納する。
・また、貯蔵庫における保管が好ましくないが、直ちに処理することができないアイテム(澱物と記録されたもの、ビニルバッグの膨れにより戻されたもの)については、状態の変化を監視しながら保管することが必要である。

【要因1－69】
燃料研究棟では、貯蔵容器の点検等作業の初期の段階で、サイクル研プルト
ニウム燃料技術開発センターで発見された核燃料物質を封入した樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を入手したものの、樹脂製の袋の膨れに関する事象ついて確認しておらず、潜在するリスクを認識できなかった【要因1－70】
燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当
者は、安全・核セキュリティ統括部から平成29年1月26日に「サイクル研プルトニウム燃料技術開発セン
ターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった【要因1－71】
再掲【要因1－71】
燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、サイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、実施している貯蔵容器の確認作業に反映す実施している貯蔵容器の確認作業に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後べきだったが、多数配信されるEメールの中のの面談における注意事項であったことから「情一つであったことから情報の重要性を認識で報共有」の添付資料まで確認しておらず、情きなかった(E-20)
報の重要性を認識できなかった各施設に面談速報の周知【要因1－73】
燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニ
ケーションが不足していた【要因1－71】
再掲

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：
・今回の周知メール(1月26日の安全・核セキュリティ推進室からの情報等)については、何となくPVCが膨れた情報があることは何となく判ったが、課長、マネージャーへ転送した記憶はあるがその記憶だけである。
・(一応、(1月26日の安全・核セキュリティ推進室からの周知メールを目にしてはいた。 )それと燃料研究棟で行っている安定化処理や貯蔵庫から容器を移動し蓋を開ける行為への影響は連想することはできなかった。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：・(膨らむという話は)全然(知ら)なかった。
今年(平成29年)の１月の核サ研の(規制庁)面
談情報は、(1月27日に施設安全課からメールで)配信されているのはチェックしていたが議事録等の細かいところまでは読み切れていなかった。怠慢といわれるかもしれないが、１日70通くらいのメールがあったのでそこまで見れない。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：
・(安核部から1月の段階でPu燃が若干バッ
クが膨れた情報を流した。この)メールが来たのは知っている。
・面談の資料だと思い、メールの部分については見ているが、他拠点の面談資料だな
程度の受取りです。(メールの内容は確認していない。)
・(添付ファイルまでは開いて確認はしていない。)

燃料試験課 課長インタビュー結果：・(核サ研でビニールの膨れがあった件で、施設安全課から1月27日に配信された)メールは見たが、膨れまではたどり着かなかった。

安全・核セキュリティ推進室員インタビュー結果：① 1月26日の面談記録の周知について周知はしたものの、メール本文に注意事項を記載しなかったのはなぜか？（それほど重大な話とはおもっていなかった？）
今にして思えばどうか→1月10日に関係４拠点まとめて、規制庁面談を実施した際、長谷川さんから拠点ごとに詳細に説明するよう→1月10日に関係４拠点まとめて、規制庁面談を実施した際、規制庁から拠点ごとに詳細に説明するようにコにコメントがあった。これを受け、拠点ごとに面談を行うことにした。原科研1月18日、人形峠、核サ研１月26日、メントがあった。これを受け、拠点ごとに面談を行うことにした。原科研1月18日、人形峠、核サ研１月26日、大大洗2月１日実施。
洗2月１日実施。
このため、面談要旨の書きぶり、面談結果についても拠点間で情報共有をするという観点で展開をした。
GBに置いておいたアイテムの中にビニルバッグが過去にわずかに膨らんだものがあったからという説明であGBに置いておいたアイテムの中にビニルバッグが過去にわずかに膨らんだものがあったからという説明であり、１重目のビニルバッグが破れたという話ではなかっため、重大な話とは認識していなかった。
り、１重目のビニルバッグが破れたという話ではなかっため、重大な話とは認識していなかった。
今にして思えば、過去に膨らんだものがあったという事実はメールに記載しても良かったと思う。

燃料試験課長は、燃材部長に核燃料
物質の不適切な管理に関する「北地区核燃料物質使用
施設等保安規定の一部改正について」審議申請し、燃
材部長は燃材部安全技術検討会に諮問した。

規制庁との面談（核サ研、人形峠）

関係各位
核サ研と人形峠の核燃料物質の管理に関する面談資料等を送付します。
電子メール受信
電子メール受信平成29年2月13日

規制庁からして指摘事項として改善を求められた。

平成29年2月22日

燃料試験課長は、燃材部長に「グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理に関する是正処置計画書について」審議申請し、燃材部長は燃材部
安全技術検討会に諮問した。

平成29年2月27日

平成29年2月28日

燃材部安全技術検討会は、「グローブ
ボックス及びフード内における核燃料
物質の不適切な管理に関する是正処
置計画書について」審査を行った。
燃材部長は、「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善（2月実績）」AGSメモ
2016(AGS)022802を発行した。

【要因1－75】
施設安全課は、核燃料物質の不適切な管理に関する他拠点での面談状況を周知するという観点で情報共有しており、当該情報の説明の内容が、グローブボックス（GBox）を貯蔵施設とする観点での説明であったことから樹脂製の袋が膨れるものの取扱いについて注意が及ばす、留意事項
として取り上げる意識を喚起できなかった

電子メール受信

電子メール受信

いくつかの注意事項があります。
電子メール受信

電子メール受信センターは、２月１日の面談ですので、よろしくお願いします。

【要因1－77】
安核部は、サイクル研での樹脂製の袋の膨
安全・核セキュリティ統括部は、サイクル研でれによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、の樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに
核燃料物質の不適切な管理の一環として重関する情報を踏まえ、核燃料物質の不適切
要な情報として各拠点に連絡した際に重要事な管理の一環として重要な情報としてＥメー
項として配信すべきだったが、樹脂製の袋がル本文に留意事項を付記して各拠点に配信
破れたわけではなく、わずかに膨らんだ、といする必要があったが、各拠点に共通する重要う内容であったため重要事項であるという認な情報と認識できず、Eメールによる「情報共識がなく、Eメールによる配信のみにとどまっ
有」の配信や平成29年2月9日の追加の面談
た情報を配信していなかった(E- 22 )【要因1－78】
安核部は、当該情報は追加説明の内容が、安全・核セキュリティ統括部は、当該情報はGBoxを貯蔵施設とする観点での説明であり、追加説明の内容が、GBoxを貯蔵施設とす
面談要旨の書きぶり、面談結果についてもる観点での説明であり、樹脂製の袋が膨れ拠点間で情報共有をするという観点だった
るものの取扱いや膨れた推定原因についことから、樹脂製の袋が膨れるものの取扱て重要な情報と認識できず、各拠点へ周知いについての重要性を認識せず注意喚起
する留意事項として取り上げる意識を喚起する認識が希薄だった
できなかった(F- 22 )

第61回原子力規制委員会決定事項

別紙-2
長期保管核物質のうち保安上の留意を要するアイテムについて
2. 対象アイテムの履歴、安全性、今後の処置⑥ 6476・ビニルバッグの膨れ（パンパンに膨れた訳ではない）のため貯蔵庫から戻されたもので、①～⑤のようにアンモニアを含むものではないが、履歴不明のスクラップが含まれていることから、含有する有機物の放射線分解ガスによってバッグの膨れが生じたことが考えられる。
・ただし、燃料製造工程で使用する有機添加物は限られており、いずれも自然発火や爆発のおそれのないものであることから、バッグなしの状態で常時換気されたGB内に保管する分には安全上の問題はない。
・さしあたって熱分析を実施し分解ガスの発生状態等を確認する。有機物の含有量が多い場合は熱処理が必要になるが、上記のとおり現在は利用できる熱処理炉がないことから、当面は新設す

燃料試験課長は、規制庁面談対応

現場作業

作業

GB内作業

燃材部安全技術検討会に、
諮問

審議「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理に関する是正処置計画書について」審議申請

資料２－２
使用施設等における核燃料物質のグローブボックス等を用いた長期保管に係る保安検査における確認について（案）平成２９年２月１５日
原子力規制庁

燃材部安全技術検討会に、
諮問

AGSメモ2016(AGS)022802（抜粋）
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善(2月実績)
発行:平成29年2月28日

審議

２．保安検査において確認した主な事実関係○各事業所の保安規定においては、核燃料物質等の使用をさらに使用（以下「保安規定上の使用」という）、貯蔵、廃棄に区分し、それぞれ保安規定上の使用施設で使用し、貯蔵施設に貯蔵し、廃棄施設に廃棄することしている。しかしながら、事業者は、保安規定上で定める区分に応じた管理を厳格には行っていなかった。

1.概要
AGS メモ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画」(2016(AGS)011102)及び「燃料研究棟における核燃料
物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画」(2016(AGS)011303)に基づき、グローブボックス及びフードでの核燃料物質の不適切な管理を改め、核燃料物質を適切に貯蔵設
備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実施した。

〇実態としては、保安規定上の使用施設であるセル、グローブボックス、フード等に保管されており、放射性物質の量・種類等を考慮すれば、リスクの高い状況での保管ではなかった。また、保障措置上の管理も適切に行われていた。
○事業者は、保安規定の区分に応じた貯蔵施設又は廃棄施設へ適切に貯蔵又は廃棄すること（必要に応じて保安規定の変更認可手続きを行うことも含む）及び教育等を行うこと等の指摘を踏まえ、核燃料物質を保安規定に応じた使用、貯蔵、廃棄を実施するための作業計画（以下「是正措置計画」という）を策定し、是正措置計画に基づき順次作業を実施している。
３．本保安検査結果を受けた対応
保安規定の履行の不徹底については、核燃料物質を保安規定上の使用施設において長期間保管することに対して従来規制当局が保安規定不履行であるとの考えを示していなかったこと、リス

作業

【 2/2
：GB内核燃料物質の整理、写真撮影、
2/3：集番、写真撮影、バックイン・バックアウト、
2/7：核燃料物質の整理、写真撮影、バックアウト、貯蔵作業、
2/9～2/10：整理、写真撮影、
2/15：整理、写真撮影、SUS容器およびガラス容器への収納確認、
2/16：貯蔵容器内確認（貯蔵容器No.1023,No.1024,No.1026,No.1046
2/17：貯蔵容器内確認（貯蔵容器No.1057,No.1017,No.1055,No.1067,No.1072,No.1073,No.1075,No.1074）、
2/17：整理、写真撮影、
2/23：移動、写真撮影、内容物確認、バッグ交換、バックイン・バックアウト、
2/24：整理、写真撮影、バッグ交換
2/27：移動、写真撮影、内容物確認、バックイン・バックアウト、
2/28：整理、写真撮影
】
作業
作業
作業
作業

核燃料物質の不適切な管理に関する「北地区核燃料物質使用施
設等保安規定の一部改正について」審議申請平成２８年度第３四半期の保安検査の実施状況について（抜粋）
資料２－１
平成２９年２月１５日
原子力規制庁

１．経緯
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という）原子力科学研究所に対する平成２８年度第３四半期の保安検査において、当該施設の保安規定に定めている施設の区分によらずに、核燃料物質が長期間にわたってセルやグローブボックス等に保管されていることを確認した。
この確認結果を踏まえ、原子力機構の他事業所を含め、他事業者についても同様の事案の可能性があることから、保安検査等で確認したところ、再処理事業者、加工施設事業者、使用者の計１０施設で同様の事案が確認された。

【要因1－74】
再掲(E- 21)③【要因1－76】
情報を提供する部署（安核部及び大洗研情報を提供する部署（安全・核セキュリティ
究開発センター施設安全課）は、情報提供統括部及び大洗研究開発センター施設安する際に入手した情報から重要な情報を抽全課）は、情報提供する際に入手した情報
出し情報提供を受けた者が気が付くようコから安全に関する重要な情報を抽出し情メントを記載する等の留意が必要であった
報提供を受けた者が気が付くようコメントをが、原子力規制庁面談情報等から得られ記載する等の留意や各拠点又は各部署でた安全に関する情報のコミュニケーション
ある受信側が理解したことの確認をする必が不足していた要があったが、原子力規制庁面談情報等(G- 21 )から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった

２.貯蔵用グローブボックスに収納する核燃料物質の安全性について
・燃料技術開発課所掌GB(Pu-1、Pu-2)内において不適切な管理状態にある核燃料物質のうち、アイテムの識別管理上の理由もしくは保安上の理由から貯蔵庫への搬入が好ましくないものを貯蔵用グローブボックスに貯蔵する。(別紙-1参照)②保安上の理由
貯蔵庫における保管が好ましくないが直ちに処理することができないアイテム(澱物と記録されたもの、ビニルバッグの膨れにより戻されたもの)については、状態の変化を監視しながら保管することが適切である。また、少量存在する溶液は貯蔵庫に搬入することができない。詳細を別紙-2に示す。

燃材部安全技術検討会は、「北地区核燃料物質使用施設等保安規定の一部改正について」審査を行った。

平成29年2月15日

規制庁面談資料（抜粋）平成29年2月9日
日本原子力研究開発機構
核燃料サイクル工学研究所
プルトニウム燃料技術開発センター【要因1－74】
施設安全課は、安全・核セキュリティ統括部
から配信された原子力規制庁面談資料から
サイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、核燃料
物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各部に配信する必要があったが、受信した各部が受け止めると考え、Eメールによる「情報共有」のみにとどまった

燃料技術開発課所掌グローブボックス(Pu-1、Pu-2)内における核燃料物質の不適切な管理に係る改善について(追加説明)

規制庁との面談（核サ研）【年間請負(研究)】

電子メール（抜粋）
差出人: 施設安全課長
送信日時:2017年1月27日金曜日8:49
宛先:
燃材部長; 燃料試験課長; TL-A;等CC：
燃材部次長; 作業者E; 等
件名:
Fwd: 【情報共有】１月26 日 核燃料物質の不適切な管理に関する面談（核サ研、人形峠）

燃料試験課長は、規制庁面談対応を実施した。

② 2月9日の面談記録について配信しなかった理由はなにか？
今にして思えばどうか（当時はそれなりの理由で送付しなかったと思うが、今の考えは？）何に気を付ければよかったか（あるいは送付する必要がない、とすればそれはなぜか）→1月26日の面談の中で、燃料技術開発課の箇所について詳しく聞きたいとあったため、完全に個別案件となったため、配信はしなった。
今にして思えば、面談結果については配信すればよかったと思うが、2月9日の面談のポイントとしては、GBを貯蔵施設にするという観点であり、ビニルバッグの膨れについて注意喚起をするという観点での配信はしな

平成29年2月9日【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【要因1－71】
再掲

安全管理部 施設安全課長

平成29年2月2日～
平成29年2月28日【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

規制庁面談資料（抜粋）平成29年1月26日
燃料技術開発課所掌グローブボックス(Pu-1、Pu-2)内における核燃料物質の不適切な管理に係る改善について

平成29年1月27日

平成29年2月1日

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）AGSメモ2016(AGS)022802を作成

作成

作成

2.実績
平成29年2月に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄した試料数を表1に示す。
貯蔵又は廃棄した試料を別添に示す。

④

AGSメモ
2016(AGS)022802
の確認

GB内作業

備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(7/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】AGSメモ
2016(AGS)022802
の確認

③
AGSメモ
2016(AGS)022802
の確認

AGSメモ
(2016(AGS)02280
平成29年3月1日

現場作業【3/ 1：核燃料物質の整理、写真撮影、内容物確認、保管容器への収納方法確認
3/ 2：貯蔵容器内確認（貯蔵容器No.1071,No.1079,No.1009,No.1025,No.1027,No.1031,No.1032,No.1056,No.1070,No.1028)、
3/16：貯蔵、整理、写真撮影、サーベイ、
3/17：貯蔵、写真撮影、サーベイ、
3/24：移動、写真撮影、バックイン・バックアウト、バッグ交換、
3/27：整理、内容物確認、写真撮影、
3/28：整理、写真撮影、
3/29：整理、バックイン・バックアウト、写真撮影、
3/30：整理、写真撮影、バック交換】～
平成29年3月30日

作業

平成29年3月9日

燃料試験課長は、燃材部長に「貯蔵する核燃料物質（固体）の熱処理作業に係る安全対策等について」審議
申請し、燃材部長
は燃材部安全技術検

作業

作業

作業

作業

GB内作業

作業

GB内作業

「貯蔵する核燃
料物質（固体）の熱処理作業に係る安全対策等について」」審
議申請

討会に諮問

⑤
燃材部安全技術検討会に、諮問

平成29年3月15日「グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理に関する是正処置計画書について」審査
内容の承認④「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理に関する是正処置計画書について」審査
内容の承認

平成29年3月16日

燃材部安全技術検討会は、「貯蔵する
核燃料物質（固体）の熱処理作業に係る安全対策等について」審査を行い、継続審議とした。

審議
継続審議とした。
是正処置計画書「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理」起案

燃材部長は、「グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理に関する是正処置計画書について」審査内容の承認後、施設安全
課長に提出した。

不是正処置計画書確認
拡大品質保証推進委員会事務局に提出

平成29年3月17日

平成29年3月21日

燃料試験課長は、是正処置計画書について第24回拡大
品質保証推進委員
会の審議を受け、管理責任者、核燃
料取扱主務者の確認及び所長の承認を得た（3月29日）。

シャワー点検（予防規程第15条に基づく定期自主検査）

是正処置計画書「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理」審査平成28年度第24回(拡大)品質保証推進委員会議事録（抜粋）
平成29年3月17日(金)10:15～12:00
3 是正処置計画書「セル内における核燃料物質の不適切な管理」(ランクＢ)(審議)「セル及びグローブボックス内における核燃料物質の不適切な管理」(ランクＢ)(審議)「グローブボックス及びフード内における核燃料物質の不適切な管理」(ランクＢ)(審議)
FMF、AGF及び燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理に関する是正処置計画について、説明者より、資料24-3、資料24-4及び資料245を用いて説明された。主な議論を以下に示す。
・FMFの是正処置計画書「セル内における核燃料物質の不適切な管理」
について、教育を継続実施するとの記載があるが、処置完了予定日の平成29年6月30日までに行うのかそれとも毎年度行うという意味か。
→これから教育するのではなく既に教育は実施している。マニュアル等を改正したものについてはその都度教育を行い、平成29年6月30日までに完了する予定である。また、毎年度に実施している保安規定に基づく教育の中でも含めて実施する。
審議結果:3件について纏めて審議した結果、提示案のとおり承認とす

平成29年3月22日

規制庁面談
計画の見直しについて、説明した。

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：
・(職員から替えろとの指示はなかった。)。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：・私の場合であれば、日常的であれ
ば(水の出は悪いが)許容可能な範囲であったし、今回の様な使用を想定していなかった。
・その程度(交換可能な状況であったが交換をしていないのは純粋に使える程度)だ。
・お金がないことはあるが、減圧弁の交換にどの位掛かるかといえば大したことではない。出なくなったら自前で交換するつもりだった。それが甘かったといえば甘かったと思う。

福島燃料材料試験部 官公庁等対応メモ(抜粋)No.28(AGS)086
件名：核燃料物質の不適切な管理の改善に係る規制庁面談
日時：平成29年3月22日(水) 11:00～11:25
打合せの概要：1.概要
核燃料物質の不適切な管理の改善について、これまでの作業の進捗状況及び作業手順の合理化方策の検討結果等を踏まえ計画の見直しを行ったため、その内容を説明した。
2.内容
規制庁より本件について以下の指示があり、了解した旨回答した。
現在進めている貯蔵又は廃棄作業は、本計画に基づき安全を最優先として進めること。

燃料試験課長は、規制庁面
談対応

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：・シャワーの点検は私達(燃料試験課
年間請負)はやらないが、3ヵ月毎に行うはずだ。やったとしても水を出し続けるわけではない。(シャワーの水が)出ることを確認していた。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結
果：・(シャワーの点検上は“良判定”となっていて水が出ることを確認している。)
・(シャワーの点検方法を記した)要領はある。シャワーの蛇口を開けて床に置いたバケツに受けている。但し、蛇口を開ける時間を定めてはいない。
・(トイレの手洗いで、)たまに(水道の出が)弱くなるし、出難くなったとしても、また出るから良いだろうという感じだ。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結
果：・(予備品の減圧弁を購入済みである
ことを)知っている。
・完全に(水が)出なくなったら交換しようと思っていた。日常的には許容の範囲であったとの認識でした。

シャワー点検（予防規程第15条に基づく定期自主検査）

作業

作業

作業

作業

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：・替えの減圧弁を何年か前に買って置いていた。

平成28年度 定期自主検査結果報告書（第2回）（抜粋）
放射性同位元素使用室等（非密封）の定期自主検査シー
ト
検査項目：
３．汚染検査室 ②洗浄設備
点検内容：
手洗、シャワー設備は、使用できる状態か。【３ヶ月巡
視点検】
結果：良
点検室：３１，３２号室点検者及び点検日時：H29.3.21 TL-A、作業者D、年間請

備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(8/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

事象

トピックス

副所長

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

平成29年3月23日～
平成29年3月29日

是正処置計画書「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理」の確認

核燃料取扱主務者
是正処置計画書「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切是正処置計画書「グローブボックス及びフード内における核燃
料物質の不適切な管理」の承認
平成29年3月24日

平成29年3月28日

燃料試験課長は、
核燃料物質の不適切な管理の改善に係る保安規定の変更について、その変更内容等を説明し、規制庁にて受
理

保安規定変更認可申請

燃材部安全技術検討会は、3月16日の審議未了案件である「貯蔵する核燃
料物質（固体）の熱処理作業に係る安全対策等について」継続審査審議
継続審議とした。

燃料試験課長は、
セル等フードに一時的な保管状態にある核燃料物質の点検について課員に指示

平成29年3月30日

規制庁面談
核燃料物質の管理に係る是正処置計
画書について、拠点ごとに概要を説明するとともに計画書を提出した。

平成29年3月31日「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善（3月実績）」AGS
メモ
2016(AGS)033104
を発行

セル等フードに一時的な保管状態にある
核燃料物質の点検について
課員に指示

⑤

規制庁面談
核燃料物質の管理に係る是正処
置計画書を提出

AGSメモ2016(AGS)033104(抜粋)
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善(3月実績)
発行：平成29年3月31日

AGSメモ
2016(AGS)033104
を作成

1.概要
AGS メモ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画」(2016(AGS)011102)、「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画」(2016(AGS)011303)及び「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画(変更)」(2016(AGS)033102)に基づき、グローブボックス及びフードでの核燃料
物質の不適切な管理を改め、核燃料物質を適切に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実施した。
2.実績
平成29年3月に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄した試料数を表1に示す。
貯蔵又は廃棄した試料を別添に示す。

AGSメモ
2016(AGS)033104の確認

AGSメモ2016(AGS)033102(抜粋)
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画(変更)
発行：平成29年3月31日

AGSメモ
2016(AGS)033104
の確認

1.概要
原子力科学研究所核燃料物質使用施設の平成28年度第 3回保安検査における指摘を受け、大洗研
究開発センターの核燃料物質使用施設において核燃料物質の管理について調査した結果、燃料研究棟においても不適切な状態であることを確認した。
これを受け、グローブボックス及びフードでの核燃料物質の不適切な管理を改め、核燃料物質を適切に貯蔵設備への貯蔵又は廃棄施設への廃棄するための改善計画を策定した(AGSメ
モ:2016(AGS)011102)
現行の許認可及び設備を用いた処理を実施し廃棄する核燃料物質については、当初計画どおり6
月末までに処理を完了する予定である。廃棄については、現在申請中である燃料研究棟の保管廃棄施設に係る変更申請が6月末までに許可された場合、その後1ケ月程度の作業で完了できる見込みであることから、その旨を3月22日の原子力規制庁との面談で説明し、了解された。またその内容を「大洗研究開発センターにおける核燃料物質の管理に係る是正処置計画について」(以下、是正処
置計画)に盛り込み、原子力規制庁へ提出している。
是正処置計画が3月30日に原子力規制庁で受理されたことを受け、不適切に管理している核燃料
物質を廃棄設備へ廃棄するまでの当初計画の期間を変更する。

AGSメモ
2016(AGS)033104
の確認

AGSメモ
2016(AGS)033104
を承認
燃材部長は、AGS
メモ
2016(AGS)033102「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理改善計画(変更)」を発行

2.変更内容(改善スケジュール)
不適切に管理している核燃料物質を廃棄設備へ廃棄するまでの期間を以下のとおり変更する。
・分類②の液体試料(廃棄)は、当初計画(12月末まで)を変更し、7月末までに廃棄する。
表1にスケジュールを示す。
AGSメモ
2016(AGS)033102
を作成

3.その他
本作業が計画的に実施していることを確認するため、貯蔵設備へ貯蔵した試料数を月度で継続して管理することとする。

AGSメモ
2016(AGS)033102
の確認

AGSメモ
2016(AGS)033102
の確認

AGSメモ
2016(AGS)033102
の確認

AGSメモ
2016(AGS)033102を承認【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(9/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年4月5日

事象

放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェック
リスト」、「SRAシート」、「保安規定チェックリス
ト」、「使用許可チェクリ
スト」、「放射線安全チェックリスト」の起案

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】「放射線作業連絡票」、「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェックリスト」、「SRAシート」、「保安規定チェックリスト」、「使用許可チェクリスト」、「放射線安全チェックリスト」を作成【要因1－55】
再掲【要因1－87】
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった（再掲）

核燃料物質の貯蔵作業（抜粋）平成29年4月5日
１ . 目的AGSメモ燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画【2016 (AGS) 011102】に基づき、燃料研究棟グローブボックス内およびフード内に存在している核燃料物質を核燃料貯蔵庫に収納する。

放射線作業連絡票、「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェック
リスト」、「SRAシート」、「保安規定チェック
リスト」、「使用許可チェクリ
スト」、「放射線安全チェックリスト」の起案

２. 作業方法(1)核燃料物質の確認及び貯蔵作業
グローブボックスおよびフード内に存在している核燃料物質について、現状を再確認して整理、集番を行い、核燃料貯蔵室に移動する。
また、核燃料貯蔵室への核燃料物質の移動に付随して貯蔵容器の点検と汚染検査をフードH-1で行う。
(2)資材のバッグイン
燃料研究棟本体施設作業要領No.1「グローブボックス物品搬入(バックイン)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(3)資材及び核燃料物質のバッグアウト
燃料研究棟本体施設作業要領No.2「グローブボックス物品搬出(バックアウト)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(4)核燃料物質の取扱い
核燃料物質の取扱いに関しては、燃料研究棟本体施設作業要領No.39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の取扱い」及び燃料研究棟本体施設作業要領No.44「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管理」に基づき取扱いを行う。
(5) その他
必要に応じて燃料研究棟本体施設作業要領No.4「グローブボックスビニルバック交換」に基づき、グ
ローブボックスのビニルバッグを交換する。

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）29－005)（抜粋）
平成29年4月5日
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.4.6～H29.4.28
作業従事者：職員等7名、(年間請負業者7名)
作業の種類：定常的な作業
作業概要：
核燃料物質の不適切な管理に係る改善作業として、グローブボックス等から核燃料貯蔵庫へ収納を行う。(詳細は別添１参
照)
作業場の予想レベル：線量当量率（μSv/ｈ）1～25、線量（ｍSv)＜0.1、空気中濃度＜検出下限、表面密度（Bq/㎝2）β（γ）＜0.4 α＜0.04(平成29年3月10日現在)
放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年4月5日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬出する際は、放管に連一般安全チェックリスト（抜粋）作業件名 核燃料物質の貯蔵作業
点検項目：
22 爆発、破裂、飛散のおそれはあるか。→該当しないにチェック
25 噴出、漏洩のおそれはあるか。→該当しないにチェック

３.作業場所
燃料研究棟101、107、108、112号室及びフード(H-1)
４.作業体制、指揮命令
５. 作業予定日
平成29年4月6日～平成29年4月28日
６. 安全対策(1)燃料研究棟本体施設作業要領No.32「グローブボックスの安全作業」に基づく。
(2)燃料研究棟本体施設作業要領No.33「フードの安全作業」に基づく。
(3)本計画書で計画していない計画外の作業を禁止する。

確認

７. 異常が認められた場合の処置
燃料研究棟使用手引第５章異常時及び非常事態の措置に基づく。
８.リスクアセスメント
平成29年4月5日作成「核燃料物質の貯蔵作業」(参照)
計画書の確認確認

放射線作業連絡票等」の承認

現場作業担当者管と放管の打合せ
打合せ

平成29年4月5日

核燃料物質の貯蔵準備～
平成29年4月24日

打合せ

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）29－005)（抜粋）
平成29年4月5日
現場作業【4/ 5：貯蔵準備、整理、写真撮影、4/ 6：移動、写真撮影、
4/ 7：貯蔵準備、整理、写真撮影、4/10：移動、集審撮影、バッグイン、バッグアウト
4/11：整理、写真撮影、
5/12：集番、写真撮影
4/13：集番、写真撮影、
4/14：貯蔵順準備(バッグ交換、バッグイン)、
4/17：整理、写真撮影、
4/18：貯蔵準備、
4/19：集番、写真撮影、
4/20：貯蔵準備、容器バッグアウト、
4/20：貯蔵作業、
4/21：貯蔵、貯蔵準備、
4/21：確認作業、バッグアウト、バッグイン作業、移動準備】

件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.4.6～H29.4.28
作業従事者：職員等7名、(年間請負業者7名)
作業の種類：定常的な作業
放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年4月5日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬出する際は、放管作業⑥
平成29年4月5日

定例ミ-ティング

作業

作業

GB内作業

GB内作業

燃研棟の核燃料物質の安定化処理等に伴う基礎エセンターとの定例打合せ
参加

平成29年4月18日

作業

作業

打合せ

放射線作業連絡票
起案・確認

打合せ

打合せ

打合せ

打合せ

「放射線作業連絡票」、「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェックリスト」、「SRAシート」、「保安規定チェックリスト」、「使用許可チェクリスト」、「放射線安全チェックリスト」を作成
核燃料物質の貯蔵作業（抜粋）
１ . 目的AGSメモ燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画【2016 (AGS) 011102】に基づき、燃料研究棟グローブボックス内およびフード内に存在している核燃料物質を核燃料貯蔵庫に収納する。

【要因1－55】
再掲【要因1－87】
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった（再掲）

放射線作業連絡票、「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェッ
クリスト」、「SRAシート」、「保安規定チェッ
クリスト」、「使用許可チェク
リスト」、「放射線安全チェックリスト」の起案

２. 作業方法(1)核燃料物質の確認及び貯蔵作業
グローブボックスおよびフード内に存在している核燃料物質について、現状を再確認して整理、集番を行い、核燃料貯蔵室に移動する。また、核燃料貯蔵室への核燃料物質の移動に付随して貯蔵容器の点検と汚染検査をフードH-1で行う。
(2)資材のバッグイン
燃料研究棟本体施設作業要領No.1「グローブボックス物品搬入(バックイン)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(3)資材及び核燃料物質のバッグアウト
燃料研究棟本体施設作業要領No.2「グローブボックス物品搬出(バックアウト)」及びNo.8「アルゴン系
グローブボックス物品搬出入」に基づく。
(4)核燃料物質の取扱い
核燃料物質の取扱いに関しては、燃料研究棟本体施設作業要領No.39「空気中で化学的に活性な核燃料物
質の取扱い」及び燃料研究棟本体施設作業要領No.44「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管理」に基づき取扱いを行う。
(5) その他
必要に応じて燃料研究棟本体施設作業要領No.4「グローブボックスビニルバック交換」に基づき、グ
ローブボックスのビニルバッグを交換する。

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）29－012)（抜粋）
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.5.1～H29.5.31
作業従事者：職員等7名、(年間請負業者7名)
作業の種類：定常的な作業
作業概要：
核燃料物質の不適切な管理に係る改善作業として、グローブボックス等から核燃料貯蔵庫へ収納を行う。(詳細は別添１
参照)
作業場の予想レベル：
線量当量率（μSv/ｈ）1～25、線量（ｍSv)＜0.1、空気中濃度＜検出下限、表面密度（Bq/㎝2）β（γ）＜0.4 α＜
0.04(平成29年4月13日現在)
放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年4月28日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬入する際は、放管に連絡すること。

３.作業場所
燃料研究棟101、102号室及びフード(H-1)
一般安全チェックリスト（抜粋）作業件名 核燃料物質の貯蔵作業
点検項目：
22 爆発、破裂、飛散のおそれはあるか。→該当しないにチェック

４.作業体制、指揮命令
５. 作業予定日
平成29年5月1日～平成29年5月31日
６. 安全対策(1)燃料研究棟本体施設作業要領No.32「グローブボックスの安全作業」に基づく。
(2)燃料研究棟本体施設作業要領No.33「フードの安全作業」に基づく。
(3)本計画書で計画していない計画外の作業を禁止する。

25 噴出、漏洩のおそれはあるか。

→該当しないにチェック

確認

７. 異常が認められた場合の処置
燃料研究棟使用手引第5章異常時及び非常事態の措置に基づく。
８.リスクアセスメント
平成29年4月24日作成「核燃料物質の貯蔵作業」(参照)

【GL】
確認

【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(10/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年4月20日

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】

放射線作業連絡票（修正）確認確認⑦
平成29年4月21日

核燃料物質の貯蔵、貯蔵準備、打合せ

燃研棟の核燃料物質の安定化処理等に伴う基礎エセンターとの定例打合せ
参加

平成29年4月24日

打合せ

打合せ

打合せ

打合せ

打合せ

放射線作業連絡票承認⑦

放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」他、作業
計画の承認

平成29年4月26日

燃料試験課長は、燃材部長に核燃料
物質の不適切な管理の是正処置に関する「燃料研究棟
使用手引きの改正について」審議申
請し、燃材部長は燃材部安全技術検討会に諮問した。

放射線作業連絡票
承認

AGSメモ2017(AGS)042802（抜粋）
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善(4月実績)
発行：平成29年4月28日

核燃料物質の不適切な管理の是正処置に関する「燃料研究棟使用手引きの改正について」審議⑥
燃材部安全技術検討会に、諮問
平成29年4月28日「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善（4月実績）」AGS
メモ
2017(AGS)042802
を発行

AGSメモ2017(AGS)042802を作成

1.概要
AGS メモ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画」(2016(AGS)011102)及び「燃料研究棟における核燃
料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画」(2016(AGS)011303)及び「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な核燃料物質の改善計画(変更)」(2016(AGS)033102)に基づき、グローブボックス及びフードでの核燃料物質の不適切な管理を改め、核燃料物質を適切に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実施した。
2.実績
平成29年4月に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄した試料数を表1に示す。
貯蔵又は廃棄した試料を別添に示す。

AGSメモ
2017(AGS)042802
の確認

AGSメモ
2017(AGS)042802
の確認

AGSメモ
2017(AGS)042802の確認

放射線作業連絡票(受付番号：放管HL（F）29－012)（抜粋）
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.5.1～H29.5.31
作業従事者：職員等7名、(年間請負業者7名)
作業の種類：定常的な作業

AGSメモ
2017(AGS)042802
を承認

放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年4月28日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬入する際は、放管に連絡すること。

現場作業担当者と放管の打合せ
打合せ

平成29年5月8日

打合せ

核燃料物質の整理

現場作業【5/ 8：整理、内容物確認
5/ 9：移動、内容物確認、貯蔵作業準備、写真撮影 5/10：整理(容器移替え)、写真撮影
5/11：整理(容器移替え)、写真撮影
5/12：整理(容器移替え)、写真撮影
5/15：整理(容器入替え)、容器搬入、バッグイン、写真撮影
5/16：貯蔵準備、バッグ交換、バッグイン、バッグアウト、写真撮影 5/17：整理、写真撮影
5/18：貯蔵順作業、写真撮影
5/19：集番、整理、バッグイン、写真撮影
5/22：集番、バッグ交換、バッグイン、写真撮影 5/23：貯蔵作業準備
5/24：整理、貯蔵作業準備、バッグ交換、写真撮影
5/25：貯蔵、貯蔵準備、バッグイン、写真撮影
5/26：貯蔵、整理、貯蔵準備、バッグイン、写真撮影
5/29：整理、バッグ交換、バッグイン、写真撮影
5/31：貯蔵準備、写真撮影】～
平成29年5月31日

作業
平成29年5月9日

作業

使用手引改正部案
審審議

審議

平成29年5月11日

使用手引改正部案
審結果承認

承認

⑧

作業

作業

作業

GB内作業

GB内作業

備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(11/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年5月15日

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

燃料試験課打合せ、作
業計画書作成燃料試験課打合せ

6月作業計画書作
成

平成29年5月15日

作業計画書確認～平成29年5月30日

6月作業計画書確認【GL】
6月作業計画書

6月作業計画書確認
平成29年5月24日

燃料試験課にて、放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全チェックリスト」、「SRAシート」、「保安規定チェック
リスト」、「使用許可チェクリ
スト」、「放射線安全チェックリスト」を起案

核燃料物質の貯蔵作業（抜粋）平成29年5月24日
1 . 目的AGSメモ燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画【2016 (AGS) 011102】に基づき、燃料研究棟グローブボックス内およびフード内に存在している核燃料物質を核燃料貯蔵庫に収納する。

【要因1－55】
再掲【要因1－87】
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった（再掲）

放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」、「一般安全
チェックリス
ト」、「SRAシート」、「保安規定
チェックリスト」、「使用許可チェ
クリスト」、「放射線安全

2. 作業方法(1)核燃料物質の確認及び貯蔵作業
グローブボックスおよびフード内に存在している核燃料物質について、現状を再確認して整理、集番を行
い、核燃料貯蔵室に移動する。
また、核燃料貯蔵室への核燃料物質の移動に付随して貯蔵容器の点検と汚染検査をフードH-1で行う。
(2)資材のバッグイン
燃料研究棟本体施設作業要領No.1「グローブボックス物品搬入(バックイン)」及びNo.8rアルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(3)資材及び核燃料物質のバッグアウト
燃料研究棟本体施設作業要領No.2「グローブボックス物品搬出(バックアウト)」及びNo.8「アルゴン系グ
ローブボックス物品搬出入」に基づく。
(4)核燃料物質の取扱い
核燃料物質の取扱いに関しては、燃料研究棟本体施設作業要領No.39「空気中で化学的に活性な核燃料物質の取扱い」及び燃料研究棟本体施設作業要領No.44「漏えいするおそれのある粉末の核燃料物質の制限管理」に基づき取扱いを行う。
(5) その他
必要に応じて燃料研究棟本体施設作業要領No.4「グローブボックスビニルバック交換」に基づき、グローブ
ボックスのビニルバッグを交換する。

確認

確認

5. 作業予定日
平成29年6月1日～平成29年6月30日
6. 安全対策(1) 燃料研究棟本体施設作業要領No.32「グローブボックスの安全作業」に基づく。
(2)燃料研究棟本体施設作業要領No.33「フードの安全作業」に基づく。
(3)本計画書で計画していない計画外の作業を禁止する。
7. 異常が認められた場合の処置
燃料研究棟使用手引第5章異常時及び非常事態の措置に基づく。
8.リスクアセスメント
平成29年5月24日作成「核燃料物質の貯蔵作業」(参照)
燃料試験課長は、
放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」他、作業計
画の承認

作業概要：
核燃料物質の不適切な管理に係る改善作業として、グローブボック
ス等から核燃料貯蔵庫へ収納を行う。(詳細は別添1参照)
作業場の予想レベル：
線量当量率（μSv/ｈ）1～25、線量（ｍSv)＜0.1、空気中濃度＜検
出下限、表面密度（Bq/㎝2）β（γ）＜0.4 α＜0.04(平成29年5月11日現在)
放管との打合せ事項：打合せ日：平成29年5月30日
・随時、線量当量率及び表面密度を確認すること。
・核燃料物質をグローブボックスから搬出する際は、放管に連絡すること。

一般安全チェックリスト（抜粋）作業件名 核燃料作業の貯蔵作業
点検項目：
22 爆発、破裂、飛散のおそれはあるか。→該当しないにチェック

3.作業場所
燃料研究棟101、102、103、108、110号室及びフード(H-1)
4.作業体制、指揮命令

平成29年5月29日

放射線作業連絡票(受付番号：HL（F）29－016)（抜粋）
平成29年5月24日
件名：核燃料作業の貯蔵作業
場所：燃料研究棟101号室、他
予定期間：H29.6.1～H29.6.30
作業従事者：職員等7名、(年間請負業者6名)
作業の種類：定常的な作業

放射線作業連絡票「核燃料物質の貯蔵作業」他、作業計画の承認25 噴出、漏洩のおそれはあるか。

→該当しないにチェック【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(12/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年5月30日

事象

トピックス

副所長

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

放射線作業連絡票、放管との打合せ

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

備考【年間請負(研究)】

現場作業担当者管と放管の打合せ

打合せ

平成29年5月31日

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）AGSメモ2017(AGS)053102（抜粋）
表題：燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善(5月実績)
発行：平成29年5月31日

打合せ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善（5月実績）」AGS
メモ
2017(AGS)053102
を発行

1.概要
AGS メモ「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画」(2016(AGS)011102)及び「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善に係る集番・容器変更計画」(2016(AGS)011303)及び「燃料研究棟における核燃料物質の不適切な管理の改善計画(変更)」に基づき、グローブボックス
及びフードでの核燃料物質の不適切な管理を改め、核燃料物
質を適切に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄する作業を実
施した。

⑧

2.実績
平成29年5月に貯蔵設備へ貯蔵又は廃棄施設へ廃棄した試料数を表1に示す。
貯蔵又は廃棄した試料を別添に示す。

AGSメモ2017(AGS)053102を作成

AGSメモ
2017(AGS)053102
の確認

AGSメモ
2017(AGS)053102
の確認

AGSメモ
2017(AGS)053102
の確認

AGSメモ
2017(AGS)053102
を承認
平成29年6月1日～
平成29年6月5日

現場作業【6/1：移動、整理、バッグアウト、バッグ交換・バッグイン、写真撮影、
6/2：貯蔵作業準備、写真撮影、
6/5：移動、バッグ交換、バッグイン・バッグアウト、写真撮影
6/5：貯蔵容器確認（貯蔵容器No.1001,No.1002,No.1003,No.1004,No.1005,No.1006）】
作業

6月6日 9：40頃

作業員管理区域入域

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・そこは破裂が起こるまで圧力が上がるとは思わなかった。貯蔵容器の蓋を閉める行為の中で圧縮になることは構造を含めて説明したところです。「シュッ」と音がしたのも貯蔵容器の内面の雰囲気が抜けたものと思った。その後の検査でも汚染がなかったため、PVCは健全だと判断し作業を継続した。
・(「シュッ」音について、過去に経験はなかった。)

6月6日 9：40頃～
6月6日 11：15頃

燃料試験課 作業員E、作業員D、作
業員C、作業員A、作業員Bインタ
ビュー結果：
・（作業者E）(6本中4本抜いて)残りの2本外している過程で、シュッと言った。そのときは蓋が斜めになったと思う。
シュッと音がして、スミヤを取って、汚染がないので、開けるのを継続したら、パンってなって、そのときはもうボルトは取れていた。

作業

作業

作業

作業

管理区域入室管理区域入室

GB内作業

GB内作業

管理区域入室し、作業開始

管理区域入室管理区域入室管理区域入室以前に開封した貯蔵容器No.1009とNo.1025の貯蔵
容器内再確認及び貯蔵容器
No.1007とNo.1008の貯蔵容
器内確認

貯蔵容器No.1010の開封開始【要因1-86】
再掲【要因1－88】
貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した

貯蔵容器蓋が持ち上がり内部のエアが抜ける音がしたため貯蔵
容器の汚染検査

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：
・誰がやってもリスクはあるが、誰がやった方が良いかを考えた時に、経験のある作業員E又はTL-Aがいない時は、この作業はやらないということが燃料研究棟の中で決め事ができていたのかも知れない。
・2月、3月も含めて、私がいない時は作業員Eがやっています。労基署もそこは気になっていたようである。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・「シュッ」と音がしたのあとスミヤで汚染はなかったし、破裂する想定そのものはなかった。継続したのは汚染がなかったからであり、PVCが破裂するまで加圧している可能性は想定していない。(破裂が)概念としてあれば止めてボルトを閉め直すことは考えたと思う。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：・貯蔵容器中の収納状態に関する記録が全くなかったので、分からなかった。大きな容器で二重になっているとパンパンになっている可能性はある。シュッとなった時点で汚染が発見されていれば、そこで作業は止めていた。作業を継続したかどうかは、汚染検査で汚染がないことが決め手になる。

燃料研究棟における汚染について(抜粋)29 原機（大福材）007
平成29年6月19日
添付4
退院後の作業員聞き取り概要

燃料研究棟における汚染について(抜粋)29 原機（大福材）007
平成29年6月19日
別紙【事象の状況】
平成29年6月6日11時15分頃、燃料研究棟分析室（以下「108号室」という。）フード（H-1）において、核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮
ウラン貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。）の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入したビニルバック（以下「樹脂製の袋」という。）が破裂した。108号室内において作業員がα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査を行った結果、作業員5名全員に汚染があることを確認した。

6月6日 11：15

108号室事故発生

108号室事故発生

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・まさかPVCの一重目が、内圧で膨らんで、破裂する可能性があるという概念そのものがなかった。ほんのちょっとも自分の中になかった。ガスが発生するということも含めて。もちろん、中性子ガンマ反応で水素が発生する話は知っているけれど、まさかそこでそんなことが起きているとは思わなかった。だから、破裂するという既成そのものが、思考が回っていなかった。
・最初から決めておかないと止まらない、もしくは、そう判断できないのであればそういう作業はやってはいけないということは。まさしくそうだと思う。
この情報（平成8年の貯蔵容器点検記録）を仮に当時見ていたとしたら、多分貯蔵容器1010は開けていない。調査から除外していたと思う。もう一つは、そのリスクを抽出できているかどうかに依存するんですよ。結局、止めるか、止めないかというのは。そのリスクを抽出できていれば、判断の一つに加えられるので可能性としてそのようなリスクが健在するので可能性があるので作業はここで止めましょうという流れにいくと思う。そのリスクが抽出していなければ判断材料にはならないので、今回はそれが起きた。

【聞き取り内容】
作業員Ｅが、貯蔵容器のボルト 6 か所をゆっくり対角線
上に 4 本を外した後、残り 2 本のボルトを緩めた際に貯蔵容器内圧が抜ける音が「シュ」としたため、蓋と貯蔵容 器
本体のすき間について全周スミヤをとり、汚染なしを確認した。中からエアが抜け るのは室温が比較的高い場合に経験があり、全周のスミヤで汚染がないことを確認で きたため、作業員Ｅは引き続き作業を進めることを判断した。
作業員Ｅが片手で蓋を持ちながら、残り 2 本のボルトを外したと同時に樹脂製の袋が破裂した。蓋はその後、フード内に置いた。

貯蔵容器の開封再開

サーベイメータ
にて汚染状況を確認（汚染な
し）汚染がないことを報告【要因1－86】
作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際にガスが発生していることを想定し作業をいった
ん停止し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイント（作業中断点）を定めていなかったため、異常と認識できず残りのボルトを外し蓋を開けても問題ないと考えてしまった【要因1－81】
作業員Eは、異常な兆候を確認した
場合に作業を停止し作業手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、す等の措置を講ずるべきだったが、蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が蓋が持ち上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際に実施した汚染
検査で汚染がなかったこと、樹脂製の袋が破裂するような状況を想定できなかった
きなかったことから、これまでの業務の経験から万一汚染が発生しても十分対処できると考えた【要因1－82】
作業員Eは、異常な兆候を確認した場
合に作業を停止し管理者等に相談する必要があったが、当日は管理者が出張し不在であったこと、自らが燃研棟のマネージャーであり当該作業の実質的な管理者であることから、異常の兆候の判断を他の者に確認しなかった【要因1－85】
作業員Eは、異常な兆候を確認した
場合に作業を停止し作業手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、蓋が浮き上がるような異常な兆候（リスク）に対しての対応が希薄で
あった
【要因1－
68】
再掲

【要因1－83】
作業員Eは、異常な兆候を確認した場
合に作業を停止し管理者等に相談する必要があったが、自らが燃研棟のマネージャーであり、当該作業の実質的な管理者であるものの、作業経験が十分あるのは自分であると考えプレイン
グマネージャーになってしまい、客観的な立場で判断できる状況になかった【要因1－60】
再掲【要因1－65】
再掲【要因1－84】
管理者は、異常な兆候を確認した
場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であったにもかかわらず自ら作業を行ったことで視野狭窄的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(13/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 11:20

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

101号室で作業を行っていた溶融塩
電気炉の運転中断
を指示

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

ページングにて溶融塩電気炉の運転を中断するよう連絡

101号室の作業者に作業を中止するよう連絡

放管2課へ発生事
象を電話連絡

溶融塩電気炉運転中止作業⑨
連絡を受ける

6月6日 11:23

施設管理統括者へ異常発生を連絡

施設管理統括者へ発生事象を電話連絡

連絡を受ける

6月6日 11:25

Puダストモニタの指示値（正常値）を施
設管理統括者へ報告【要因2－7】
作業員は、廊下にグリーンハウ
スを設営し108号室から退出する準備ができるまで約3時間待機していた際、その間に半面マスクの面体と顔面との接触部の密着性が低下し、顔面等の汚染が面体接触部から侵入した【放管2課TL、ﾁｰ
ﾑ員A】
Puダストモニタ
指示値の確認【要因2－8】
作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク
内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで
発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかっ【要因2－11】
作業員Eは、顔面等全身汚染を確認した際、初動時対応として皮膚に付着した核燃料物
質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等をすべきで固定（封じ込め）等をする必要あったが、自ら汚染したことかがあったが、作業経験が十分ら管理者として身体汚染に関あるのは自分であると考えプ
する応急処置の意識が働かレイングマネージャーになってなかった
しまい、客観的な立場で判断（G-26）
できる状況になかったことから身体汚染に関する応急処置の意識が働かなかった【要因2－9】
作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、初動時対応として皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込
んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的に汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等をすべきであったが、じ込め）等をする必要があった
作業員E（管理者）は、明確な手が、作業員E（管理者）は、極力順がなかったことからダストモ
現場を保持すること、汚染を拡ニタが上昇していない情報を踏大させないことに傾注し、汚染
まえ、汚染を拡大させないため、部位の拭き取り除染や固定（封外部との連絡以外、作業員のじ込め）すること等に気が付か
行動を制限し待機するよう指示なかった【要因2－12】
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質
が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかなかった等、組織としてのチェックや適切な判断

施設管理統括者
へPuダストモニ
タ指示値の電話

連絡を受ける

6月6日 11:35

6月6日 11:37

汚染検査のため放射線管理2課員が管理区域に入域【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
管理区域に入室

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・基本は汚染したら動かないのは基本だが、外と連絡、ページングや電話が必要で行っていた。連絡は作業者D、作業者Aの２名が行っていた。作業者C、作業者Bの２名はほとんど動かないでいた。そのころに何をしていたかという正確な時系列はとれていない。ダストモニタの吸引口の前を歩いた可能性はあるが、何が原因で上がったといえるほどの記録？は無い。連絡とカメラの方向の調整は実施した。カメラの調整は、グリーンハウスの設営が終わって中の作業者を外に出す準備ができた後なので１４:３０頃かと思われる。退出の際、その後のGB等の監視のことを考えており、２台の監視カメラのうち１台をフードの方を見えるように調整した。調整は作業者Dが行った。このことが原因でダストモニタの値が上がったのかはよくわからない。破裂直後からモニタの指示値が上がっていないことは外と連絡を取って確認していたので拡散性の高い粒径の小さい粉末が空気汚染しているのではないと想像していた。部屋の中が汚染してしまったのはすぐにわかっ
たが、一番気にしていたのは環境に放出してしまう事だった。
・自分はカバーオール着ていたし、頭は帽子をかぶっていたので露出部以外の汚染は無かった。

燃料試験課 作業員Eイ
ンタビュー結果：
・(基本的には汚染した
場合には動かない｡)(更に外部との連絡以外でも静止していた。
これは汚染拡大防止等の意味でその様に対応したためでだ。）除染のできる環境が整ってから行うことがセオリーだと思っている。
108号室の中の汚染分布が不明であったし、α線サーベイメータの指示値も空間で500cpm位はあった。作業員Dに確認すればわかる。

燃料試験課 作業員
Eインタビュー結果：・吸ったなという感覚があった。マスク
マンテストをしたことある人なら知っていると思うが、顔をしかめたり、会話をしたりすると、防護係数はあんなもんなので、この汚染の状況を考えたらたぶん吸っていただろうという理解。案の定、
鼻スミヤも出ていた。

廊下の汚染がない
ことを確認し、施設管理統括者へ報告
作業員5名がサーベイメータを用いて汚染検査した結果、全員が汚染していることを確認【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
管理区域廊下の汚染がないことを確認

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査

α線用表面汚染検査計を用いて汚染
検査

施設管理統括者へ
汚染状況を電話連絡

連絡を受ける

現場指揮所を設置
事象発生を連絡責
任者に報告

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：・(破裂後の室内での待機では、汚染の拭き取り除去は行っていない。)

燃料試験課 作業員D
インタビュー結果：
・(退出の手順については)あの状況の中では記憶が定かではない
・最初は、放管の放管
2課応援者Aが全身のサーベイを実施した。
そこで汚染の状況は分かったが、そこでは除染はできないので、一回脱装してからすぐにマスクの付け替え等を行った。非密封の汚染
環境下ではこれ以上の対応はないと感じた。

α線用表面汚染検査計を用いて作業者5名に汚染があることを確認【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
施設管理統括者
へ廊下の汚染状況の連絡

6月6日 11:48頃

燃料試験課 作業員
Eインタビュー結果：・線量がたいしたことなく逃げる必要がないので。部屋の隅の方へは退避していない。
・残念ながら北地区
はマスクマンテストはしない。
・でも半面マスクはフィルタの捕集効率を見ても低いし、半面マスクの使い方が悪いと言われるのは残念だ。しかも大声で話しながら居た。

現場指揮所を設
置

危機管理課へ身体汚染の連絡α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(14/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 11：54

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

実験室入口にグ
リーンハウス設置を指示

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】
108号室の入口にグリーンハウス設

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

108号室の入口にグリーンハウ
ス設置指示

グリーンハウス
資材の準備を開始
6月6日 12：00

現地対策本部の設置

6月6日 12：06

現場指揮所と現地対策本部の情報共有

危機管理課長より身体汚染の連絡を受け、現地対策本部の立ち上げ

TV会議で情報共有

6月6日 12：23

グリーンハウス設
置場所の汚染検査を依頼

108号室の入口のグリーンハウス
設置場所の汚染

6月6日 12：40

6月6日 12：43

理事に事象内容を報告

大洗研究開発センタ―(大洗研)担当理事へ事象内容を報告

グリーンハウス資材の準備完了グリーンハウス
資材の準備完了

資材の準備完了を報告

6月6日 12：52

汚染確認のため、放管2課員1名入域

依頼を受け、管理区域に入域

108号室非常口等の隙間の汚染検査、目張り実施

6月6日 13：02

グリーンハウス設
置を指示

108号室の入口にグリーンハウ
ス設置を指示【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(15/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 13：05

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課
マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

汚染検査、目張り実施した旨、施設管理統括者へ報告

汚染検査、目張り実施した旨、
施設管理統括者へ報告

6月6日 13：11

燃料試験課

課長
（安全管理部次長）

AGS応援者Aインタビュー結果：・(グリーンハウス組み立てに)だいぶ時間がかかったと言われているようだが最善を尽くした。規制庁からも設置の力量に問題はなかったと言われている。AGFから燃研棟まで、資材を軽自動車で運んだ。12:45に燃研棟の管理区域(一般区域)に持ち込んだ。それから資材を中に入れて、組み上げるまでの時
間は1時間くらい。5人ほどで作業して、13:15～14:30ぐらいまで要した。
・(結局、12時から1時間15分ほどで持ち込んで、1時間15分ほどで組み立てた。)【要因2-15】
燃料研究棟での汚染事故が発生した後、108号室で待機していた作業員5名を退出させるための対応をしていたが、最初の作業員が108号室からから退出するまでに約3時間の時間を要した

汚染検査、目張り実施した旨、施設管理統括者へ報告

汚染検査、目張り実施した旨、報告を受ける

6月6日 13：15【要因2-16】【要因2－2】
現場指揮所では、作業員を108号室から速やかに退出させることも検討していたが、作業者から退出する場合は、ポケット線量計も検討していたが、作業員から退出する場合は、ポケット線量計の値が高くないこと、室内のダストモニタによる空気中汚染濃度も高くないこと等から棟内への汚染を拡大させないためにグリー
ンハウスを組み立てた方がよいとの提案があり、燃材部長はグリーンハウスの設営を判断した（D- 30 ）108号室入口にグ
リーンハウス設置するために管理区
域入域

汚染検査、目張り実施した旨、本部長へ報告燃料試験課 作業員Aインタビュー結果：
・(108室外のシールを指示したのは、)室外の人も状況から判断できることだから、(自分たちで)判断してシールしたかも知れない。
・当初、グリーンハウス無しに私らを室外へ出すつもりで対応者が来たようだが、このまま扉を開口すると燃料研究棟内が汚染するため、グリーンハウスを建ててからするよ
う追い返した。

グリーンハウスの設置作業

AGS応援者Aインタビュー結果：・細かい指示はなかった。AGFから資材を集めてくれと指揮所にいた(燃材)部長からの指示があったと記憶している。

【要因2－17】
燃材部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った

燃料試験課 作業員Aインタビュー結果：
・そのようなこと(外から直ぐに出そうとしたが、室内からはグリーンハウスを設置してからの方が良いと判断すること)を話したが外も指揮所の判断で行ったかも知れない。

6月6日 13：55【要因2－2】【要因2－18】
燃材部長は、燃料研究棟でプルトニウムによる室内全域が汚染するような事故を想定し、利用できるグリーンハウスを設置するための資材の事前準備や設営のための緊急時対応訓練を検討しておくべきだったが、燃料研究棟でグリー
応訓練を検討しておく必要があったが、燃料研究棟でグンハウスを設置しなければならない事故が発生するとは
リーンハウスを設置しなければならない事故が発生すると思っていなかったことから、緊急時に必要な資機材の事前は思っていなかったことから、緊急時に必要な資機材の事
準備等を適切に実施していなかった
前準備等を適切に実施していなかった（F- 30 ）108号室入口にグ
リーンハウス設置するために管理区
域入域【要因2－14】
後掲

放射管２課 マネージャーインタビュー結果：・GHを作ることも現場指揮所で言った。外へ出たら建屋全体が汚染する恐れがあるため、それを防ぐためにもグリー
ンハウス設置は必要だと言った。
・(最終的には燃材部長が作ろうと判断した。)

管理区域入域（3名）管理区域
入域

グリーンハウス設
置作業開始

グリーンハウス設置作業開始グリーンハウス
設置作業終了グリーンハウス
設置作業終了管理区域入域

グリーンハウス設
置作業合流

6月6日 13：55

6月6日 14：00

Puダストモニタ上昇
を施設管理統括者に報告

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、
施設管理統括者へ報告

Puダストモニタ上昇を本部長に報告

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、本部長へ報告AGS応援者Aインタビュー結果：・グリーンハウスを使い回しするのは、事前に決まっていたわけではなくてルールはなくその場で判断した。

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、報告を受ける
6月6日 14：20

空気モニタリングを指示

6月6日 14：20

モニタリングポスト
指示値を本部長へ報告

6月6日 14：29

グリーンハウス設
置完了を報告AGS応援者Aインタビュー結果：・グリーンハウスを作らないと(108室から)出られないと作業員間でも話をしていたが、燃料研究棟には資材がな
くAGFから持って来るしかない。ヘルプの人も3名(研究者
A、研究者B、研究者C)くらいしか居ないので無理であった。AGSのメンバーに頼むしかなかったので、室外メン
バーと我々室内メンバーの考えは一致していたと思う。
時間的な感覚も違和感はなかった。
・グリーンハウス組み立ての状況はこれまでの経験から考えても早かったと思う。

空気モニタリン
グを指示

環境線量課よりモニタリングポ
スト指示値の報
告を受ける

AGS応援者Aインタビュー結果：
・(これは感覚的には)遅くはないと思っている。結構慌てて作った。
・(グリーンハウス組立時の注意点としは)汚染拡大防止のため、養生の仕方に気を配った。しかし、現場に合うパイプがなく、特に高さ方向で上にダクトが走っていて、それが低い位置にあったので、寸法的な制約があった。
・(これを解決するために)普通のクランプが使えなかったので、ロープを使って、臨機応変に対応した。
・(グリーンハウス組立後)直ぐに108号室内作業者を出す
準備に入ったと思う。そのとき私は基本グリーンハウスのところにいた。

グリーンハウス
設置作業終了施設管理統括者へ報告

グリーンハウス
設置終了の報告を受ける【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】備考

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(16/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 14：30

トピックス

事象

作業員の汚染検査
を指示

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

放射線管理マニュアル(北地区)2017年5月(抜粋)措置(1)身体表面又は衣服の汚染が検出されたときは、直ちに除染させ、それを援助する。
(2)手足以外の身体部位についても、表面汚染検査用サーベイメータを」用いて汚染検査を行う。
(3)身体表面の一部から汚染が検出されたときでも、汚染核種の性状を調査し、衣服、顔面及び鼻孔等の汚染検査を行い、体内汚染の可能性を推定する。

作業員Aの汚染検査実施

放管2課 マネージャーインタビュー結果：・脱装の手順ややり方はまでは、放管2課の役割だとはいいきれない。サーベイが放管。手順を考えるのは、施設側。脱装前に測るとか、脱装後にも測るとか、グリーンハウスから出るときに測るとか、そういうのは放管が考える。手順が書かれていれば、計画の段階で手順を見て、妥当かどうか評価する。
・手順に書いてあれば見る。
・20年、30年前、私が現場で作業していたときの話だが、通常の作業でも、例えば汚染している部品を点検する作業で、衣服が汚染することはあった。内側から丸めながら脱ぐんだよとか、現場でアドバイスしていた・今回はマスクが相当汚染していることがわかっているので、そのマスクを長く着けさせるのというのはないと思う。私はないと思う。早い時点でマスクを交換してあげないと思う。
・現場指揮所にいて、脱装の指示や、手順の指示はしていない。しかし情報は入ってきたので、逐次聞いていた。とりあえず汚染があると、どこで除染したらいいかと、情報が入った。シャワー室で除染したらいいと私が言ったくらいだ。現場指揮所は、シャワー室で除染するしかないという話はあった。
・一つ目のグリーンハウスでマスクを外すことは、現場指揮所で承知していたかと言えばそういうのではなく、自然とその流れになったようだ。
・マスク交換。衣服交換。マスク交換前に、顔を拭うといった細かい手順、指示はなかった。
私からアドバイスしたのは、出る順番くらい。
・指揮所の方からも、アドバイスや助言はなかったと思う。汚染が落ちた落ちないとか、落ちなければ髪の毛を切れとかそういった話は出た。

【要因○】【要因2－2】
放射線管理第2課員は、汚染した作業
放射線管理第2課員は、汚染した作業員
員の退出を補助する際、顔面等の汚染の退出を補助する際、顔面等の汚染部位
部位のふき取りや固定（封じ込め）をの拭き取りや固定（封じ込め）を助言する
助言すべきであったが、汚染検査を行必要があったが、汚染検査を行うことがうことが役割であり、除染や脱装は施役割であり、除染や脱装は施設側が行う
設側が行うものと認識し、周り施設関ものと認識し、周りの施設関係者の動向
係者の動向に委ねていた（E-26）に委ねていた【要因2-13】
再掲

燃料試験課

課長
（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

燃料試験課 作業員Aインタビュー
結果：
・私はカバーオールを脱いで最後にマスクを取って交換したと記憶している。
・先ず、カバーオールを脱いで、汚染検査後にマスクを外し新しいマス
クを着け白衣を着てグリーンハウス
から出た。その後はシャワーは浴びずに棟外へ出た。

第Ⅲ－６－10表 身体汚染発生時の措置
異常の状況
身体汚染の発生

6月6日 14：44～

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課【要因2－1】
放射線管理第2課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、作業服を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭
き取りや固定（封じ込め）を助言することが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった

安全技術検討会

放管2課応援者Aインタビュー結果：・ハウスのなかで作業員の身体検査を行っていた。
・マスクを外した状況は袋で被せて取るかたち。そして、すぐに新しい物を着ける。
・脱装手順は作業員が出てきたらまず、汚染検査、
次に、PDとかの小物類を着けていたのでまず取外し袋に入れて、その後にマスクと帽子を交換する。
・マスクと帽子を交換するときには、外の方が既にマスクを準備されており、交換して下さいと指示を受けた。マスクは汚染検査が終わった後に二つ目のグリーンハウスの方で準備されていた。誰の指示だったかは覚えていない。誰かにマスクを交換して下さいと言われ行ったという感じである。

部長（施設管理統括者）

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

6月6日 15：22～【放管2課ﾁｰﾑ員A】 【放管2課応援者A】
グリーンハウスにて グリーンハウスにて汚染検査開始汚染検査開始【要因2－1】
再掲【作業員D】
脱装が始まるまで
待機【作業員E】
脱装が始まるまで待機【放管2課応援者A及【放管2課TL】
び応援者C】
エアロック室シャシャワー室前で作業
ワー室周辺で作業の者の汚染検査開始
管理開始【作業員B】
脱装が始まるまで
待機【作業員C】
脱装が始まるまで待機【要因2－13】
現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第2課長）は、作業員から現場の状況を確認した際、汚染の状
況、退室までの準備期間を考慮し、初動時対応として簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等を指示すべきであったが、速やかに除染する等、身体汚染に関する必要があったが、速やかに除染する等、身体汚染にする応急処置の意識が働かなかった
関する応急処置の意識が働かなかった

放管2課 課長インタビュー結果：・除染の指揮はしていない。管理区域の入口で状況の確認をしていた。身体除染は放管の役割ではない。除染は施設側で行い、放管は測定を行う。
・当時はαなので音がすれば汚染と判断していた。測定値の結果は検出限界値以下と記録している。βだとBGと変
わらないことを持って判断した。測定は念入りに行っていた。シャワー室での除染後は濡れている身体をタオルで拭取り乾燥させて測定するように注意していた。

福島燃料材料試験部 次長インタ
ビュー結果：
・(誰が指示していたのかがわからない。) 中に入っていたのは放管ではあり、除染とかサーベイとかは放管の判断でやっていたと思う。

6月6日 15：47～

6月6日 16：07～

6月6日 16：27

6月6日 16：34～【要因1-55】
再掲

燃料試験課 作業員Aインタ
ビュー結果：
・体表面に汚染がない状況になったのでシャワー、除染はしなかった。
・部屋から出てきて、一つ目のGHに来たときに、マスクを交換している。

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：・シャワー室で除染が始まったとの情報が入ったが、直ぐに水が出なくなり通常通りに除染を継続することができなくなった。その時に提案としてホースを機械室から繋いで対応可能とのことだったので了解指示をした。シャワー室での除染が正式な方法ではないが進めることができた。

【AGS応援者A～C、年間請負A】
グリーンハウス周辺
で補助108号室を立入制
限区域に設定作業員C の除染開始【作業員A】
汚染検査【作業員B】
汚染検査【作業員A】
管理区域から退出【要因2-15】
再掲【要因2-21】
作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Cの汚染検査を実施：
最大1,000 cpm（3.3 Bq/cm2）（α線、特殊作業帽子）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：13 Bq（α線）。

作業員Dの汚染検査実施

作業員Eの汚染検査実施【要因2－6】【要因○】
作業員が108号室から退出する
作業員は、108号室から退出した後、グリーンハウスにて半際、グリーンハウスにて半面た後、グリーンハウスにて半面面マスクを交換し、作業服を
マスクを交換し、作業服を脱マスクを交換し、作業服を脱装
脱装した際、顔面等の汚染部装した際、顔面等の汚染部位
した際、顔面等の汚染部位のふ位のふき取りや固定（封じ込の拭き取りや固定（封じ込
き取りや固定（封じ込め）が行め）が行われなかった（C-28)
め）が行われなかった
われなかった（C-28)【要因2－14】
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、
燃料研究棟でプルトニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていな
かった

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Bの汚染検査実施：
最大3,000 cpm（9.7 Bq/cm2）（α線、特殊作業衣）。
防護具脱装後の汚染検査結果：身体汚染あり；耳500 cpm（1.7 Bq/cm2）（α線）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：異常なし。

作業員A管理区域
から退域

作業員Bの除染【作業員A】
脱装が始まるま
で待機【年間請負B】
グリーンハウス周辺で補助作業員Bの汚染検査実施

作業員Cの汚染検査実施

備考【年間請負(研究)】

作業者脱装、汚染検査、除染

放管2課 マネージャーインタビュー結果：・GHを作ることも現場指揮所で言った。外へ出たら建屋全体が汚染する恐れがあるた
め、それを防ぐためにもグリーンハウス設
置は必要だと言った。
・最終的には(燃材)部長が作ろうと判断した。
・基本的に汚染の低い方から出さないとその後の退室時のグリーンハウス内の汚染につながるため、汚染の低い者から出す様に指示をした。

【要因2-6】
再掲【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【次長】
エアロック室周辺でサポート

放管2課TLインタビュー結果：
・測定はゆっくりでかなり綿密にやっていた。、αなので（音が鳴るかどうか）
その判断でしかなかった。そこが放管としての今後の課題であったと思う。今回
何が一番難しかったかというとα単独であった。α単独で見つけることができる
かと言えば、相当集中して測定を行う必要となる。とにかくゆっくりと測定していた。

【要因2-7】
再掲

6月6日 15：25～【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】⑨

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Aの汚染検査実施：
最大100 cpm（0.33 Bq/cm2）（α線、特殊作業帽子）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、身体汚染なし。
鼻腔内汚染検査結果：異常なし
6月6日 14：59～

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）作業者の身体汚染検査（退出）を指示

グリーンハウスでの汚染検査
シャワー室での除染
シャワー室での汚染検査【要因2－5】
現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第2課長）は、放射線管理課員と連携し、除染や脱装の手順を指示する必要があったが、退室や除染や脱装について現場の責任者を指名せず、現場関係者に任せていた

放管2課ﾁｰﾑ員Aインタビュー結果：・シャワー室でシャワーを浴びた後のサーベイは、私は作業員Eと作業員Dの2名の時である。
・シャワー室に入った後のサーベイ状況は、頭から測定を開始した。スピードはβ測定よりはゆっくりである。
・作業員Eは汚染状況がひどいため、何十回とシャワーを浴びてもらった。
・髪に関しては何十回と洗ってもらった。(初め)肌には汚染はなかったが、洗っている内に身体についてしまったので、それも洗い流してもらった。
・元々付いてなかった身体にシャワーを浴びている内に汚れてしまったということ。
・作業員Dは作業員Eほどではなかったが5回程度洗い流してもらった。
・最後はサーベイメータ―の音を聞きながら測定した測定器はデジタルですが音も鳴るので、音が鳴ればセンサーの移動を止めていた。
・測定器はゆっくりと動かす。実際はセンサーを1分程度止め置
いておくと確実ですが、そうも行かないですから。
・距離はベタ付けにしたため、サーベイメータを汚染してしまった。
・(汚染したメータは取替えした。
)・シャワーを浴びた後はバスタオルやキムタオルで拭取っており、その後2～3分程度乾燥させてから測定した。
・濡れた状態で測定はしていない。その時の記録は残している。
・口の周りに(汚染が)あった覚えはない。口の周りもゆっくりと測定していた。

次長

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Dの汚染検査を実施：
最大1,800 cpm（5.8 Bq/cm2）（α線、特殊作業衣）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：3 Bq（α線）。

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Eの汚染検査を実施：
最大100,000 cpm（322 Bq/cm2）以上（α線、特殊作業衣）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：24 Bq（α線）。

【作業員C】
汚染検査

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施[15:25-16:34]（シャワー開始
後1～2 分経過して流量が減少したため、 ホースを敷設して燃料研究棟機械室から工業用水を引水し、水を用いた除染を再開）【作業員D】
汚染検査【作業員E】
汚染検査

108号室を立入制限
区域に設定

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施[16:34-17:29]（シャワー使用）【作業員B】
除染【作業員C】
除染

燃料試験課 作業員Dインタ
ビュー結果：
・着ていた作業着をはさみで切った後に、マスクを取り外した。
・帽子が汚染していたので頭にも少しあった。
・帽子やマスク脱着作業にあたり誰かの指示と言うよ
りも作業の流れ的に、一人入っていたのが放管の方で、その人がサーベイをし、マスクも脱そうした。それから新しいマスクを着けた。
・何カウントか覚えていな
いが、恐らくマスクも汚れていたと思う。そのとき拭ってない。顔の表面は触っていない。
・シャワーを浴びたのは私が最後だ。部屋から出た順
番は、私は4番目で、作業者Eが最後に出た。

【研究者A、年間請負(研究)】グリーンハウス周辺で補助【研究者C、研究者D】
シャワー室で除染補助、汚染検査の補助【研究者B】
グリーンハウス内で脱装補助

燃料試験課 作業員Eイン
タビュー結果：・僕が最後だったので脱装の手順を誰がどう仕切って、どう指示したか
全くわからない。
・マスクを変えて、服を切って脱がして、シャワー室に向かい4、5回はやった。自分の場合、顔のオープンスペースや髪の毛だけ汚染していた。
・最後に退出する際のサーベイでは現場の判断として5cpm以下であることを確認して退出した。
・：当然濡れていたら測定値が下がるので、体を拭いたが完全な乾燥状態にはならなかった。
・測り方はαサーベイ
メータを密着させて測定した測定は。適切であったと思う。さっと測った
わけではなく、ゆっくりと測定した。
測定を念入りに行っていたと思う。

添付資料－1(2) 燃料研究棟における汚染に関する時系列(平成28年からの詳細)(17/17)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 16：51

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

グリーンハウス内
作業員退出【放管2課ﾁｰﾑ員A】
シャワー室にて汚染検査開始
6月6日 17：29～

6月6日 17：43

作業員E の除染開
始

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施1)[17:29-18:22]（ホース使用）
1) 作業員E の汚染レベルが高かったことから、作業員DとEの順番を入れ替えて実施した。

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・退出しても大丈夫である、汚染が検出限界価以下であると判断するために、基本は1分間あたり4count未満なのできわどい部分については長めに測った。
・検出限界値1分間に4count未満がなので、怪しい部分については1分間当てて測った。

作業員B及びC 身
体除染後管理区域
退域【作業員E】
除染【作業員B】
管理区域から退出【作業員C】
管理区域から退出2名から作業状況の事情聴取を実施

6月6日 18：17

6月6日 18：22～

6月6日 18：52

6月6日 18：55

グリーンハウス設
置者が管理区域から退域

燃料高温科学研究グループ 研究者Dインタビュー結果：・洗い終わったらシャワー室から)出るのではなくて、タオルを渡して、拭いてもらって、私が持っていたサーベイ
メータで測った。
汚染があったら、もう一回洗ってもらった。 ・覚えていないが、たぶん(私が)4人全員の髪を切ったと思う。作業員
Eの場合、(頭の)半分くらい切った。
・その頃は、私は背中をふいたり、石鹸つけて洗ったりとか、髪を切る方で、ホウカンさんが、直接サーベイしていた(ので、汚染が落ちたかどうかは確認していない)。背中は手が届かないので、液体石鹸ニューズを塗りたくった。
・身体の皮膚や髪の状態は)完全には乾ききっていない。完全に乾かさないとしっかり測れないことはわかっているが、直ぐに測りたい気持ちもあった。
・乾いたキムタオルで拭いて、乾かした。
・(水が付いていないキムタオルで、体がべちぇべちゃにならないのを確認して、サーベイした。)作業員Dと作業員Eは、最初の作業員Bと作業者Cの二人と比べると、汚染していた。特に作業者Eはすごく汚染していた。後の作業員Eのサーベ
イ終了、管理区域
から退域
作業員Dの除染開始

作業員5名の除染完了【作業員E】
管理区域から退出【作業員D】
除染

放管2課応援者Bインタビュー結果：
・(濡れている部分は)本人がよく拭いていた。
・(頭の濡れ具合については、)びちゃびちゃと濡れている感じではなく、かなり拭いた状態であった。手伝っていない。

作業員5名全員管理区域から退域【作業員D】
除染終了

燃料試験課 作業員Dインタビュー結果：
・タオルで拭き取り、1回(放管が)汚染検査して、汚染があったら落とすのを複数回行い、再びタオルで拭いた。もう一回(放管が)汚染検査した。
・できるだけ(水分を)とるようにしていた。
・ゆっくり身体サーベイしていた。

【作業員D】
管理区域から退出

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・完全な乾燥状態にはならなかった。シャワーで流してから、キムタオル、綿のタオルを使ったが、大量に使用してしまった。僕の場合は、主にキムタオルでふき取りを行い、除染が進んだ。中性洗剤で洗っただけでは難しく、結局擦り取った。肌の状態はやはり完全な乾燥ではなく、キムタオルで拭いた。
・(頭を測定され、ある程度汚れがあって、髪の毛を切ったと聞いた。頭は渇きにくいと思うが、キムタオルで一生懸命ふき取ってできるだけ水分をとり、測定した。)
・(髪を切ったら、明らかに測定値が下がった。)何回かカットして、サーベイして、これ繰り返した。
カットして、洗って、拭いて、サーベイして、カットして、洗って…。
・(髪は)汚染した場所を刈り上げた。
・(髪の毛を切ったら、汚染は減った)

燃料試験課 作業員Cインタビュー結果：・一生懸命乾かしたが、髪は湿っていた。滴るほどではない。乾いたタオルで大分拭いている。

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・(濡れた状態で測定は)していない。

作業員の内部被ばくの測定を核サ研に依頼

6月6日 19：05

作業員5名が核サ研へ移動

作業員者5名が核サ研へ出発
放管2課TLインタビュー結果：
・（α線なので音が鳴るかどうか）その判断でしかなかった。
そこが放管としての今後の課題であったと思う。今回何が一番難しかったかというとα(線)単独であった。β(線)との比率を見ても良かったが二桁違う。α(線)単独で見つけることができるかと言えば、相当集中して測定を行う必要となる。正確にやると思えば1分間隔で行うが人員と時間がなかった。とにかくゆっくりと測定していた。

～
6月6日 19：41

6月6日 19：59～
6月6日 23：33

6月6日 23：33

肺モニタによる測放管2課応援者Bインタビュー結果：
・1分くらい測定した。(サーベイの)検出器が破けないように注意して近づけた。サーベイは検出器が皮膚に触れるか触れな
いぐらいの距離間で測定した。肌までは触れていない。
・(全身サーベイは、)検出器が皮膚に触れるか触れないぐらいの距離間で測定した。
・もっと遅いスピードで測定した。
・音が鳴ったら、そこで止めて測定した。
・鳴ったらとめて測定していたが、そんなに鳴らなかった。
・体の汚染はなかった。
・パンツ以外のところは全部測定した。

核サ研から大洗研へ移動～
6月7日 1:42

6月7日 10：00～
6月7日 11：55

6月7日 12：00頃～

6月7日 13:00

量子科学技術研究開発機構 放射線医学総合研究所(量研 放医研)へ
移動
量研 放医研に作業員5名到着【要因1－89】
核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした

量研 放医研にて
身体汚染検査、除染後肺モニタによる測定

法令報告事象と判断

法令報告事象と判断【要因1-24】
再掲【要因1－25】
再掲【要因1－87】
再掲【要因1－41】
再掲【要因1－88】
再掲【要因2－21】
再掲

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・(最初に作業員Eがシャワー室から出た時)汚染状況がひど
いため、何十回と浴びてもらった。
・髪に関しては何十回と洗ってもらいました。(初め)肌には
汚染はなかったが、洗っている内に身体についてしまったので、それも洗い流してもらった。
・中性洗剤のミューズを使っていた。(耳の後ろ当たりの髪の部分が)落ちないので、髪を切りました。
・(作業員Dは)作業員Eほどではなかったが5回程度洗い流してもらった。
・(最後はサーベイメータ―の音を聞きながら図った。)測定
器はデジタルですが音も鳴るので、音が鳴ればセンサーの移動を止めていた。
・ゆっくりとだ。実際はセンサーを1分程度止め置いておくと確実ですが、そうも行かないですから。
・GH内にて108号室からの退室者の身体サーベイ(α線のみ)を行った。順番はA→B→C→D→E。また、除染後の2名(E→D)の汚染検査を行った。除染後。シャワー室でまず対応したのが、作業員E、あと作業員Dの二名。

燃料試験課 作業員Bインタビュー結果：
・(顔に)べたっと着いてはいないが、触れるか触れないかくらいだった。

【作業員E】
移動【作業員D】
移動【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員A】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
検査【作業員A】
検査

肺モニタによる測定及びキレート剤投与

燃料試験課 作業員Cインタビュー結果：
・私のときは、研究者Dも結構丁寧だった。

燃料試験課 作業員Dインタビュー結果：
・(顔とかその周りを測るとき)できるだけ近くで測っていた。
・(汚染があったところは慎重に測っていた。)
・(測定方法に関して違和感は無かった。)
・α(線)はゆっくり測定するので、燃研棟での測定とあまり変わらなかった。

【作業員C】
移動【作業員E】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員D】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員E】
移動【作業員D】
移動【作業員C】
測定及びキレート剤投与

作業者5名が大洗研へ移動

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・測り方はαサーベイメータを密着させて測定した。
・(私の目で見て脱装手順は)適切であった。
さっと測ったわけではなく、ゆっくりと測定した。
・通常の身体サーベイと変わらない。

作業者5名が量子科学技術研究開発機構【作業員D】
移動【作業員E】
移動量研【作業員E】
検査【作業員C】
移動放射線医学総合研究所(量研

放医研)へ移動【作業員C】
移動

放医研 受入時の体表面汚染検査、肺モニタによる測定【作業員D】
検査【作業員C】
検査

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】備考

添付資料－２ 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（1/4）
A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

直接要因A-1-1

問題事象A－1

1

核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした（要因1-89）

作業員は、貯蔵容器には不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）であっても安全な状態で保管されていると思い、貯蔵容器の蓋を開けた（要因1-24-1）

燃料試験課は、作業計画段階において、過去の関係者から不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）も安全な状態で保管されていると聞きいていたが、安全な状態で保管されているエビデンスを確認することができていなかった（要因1-24-2）

実験済エックス線回折用試料からエポキシ樹脂を分離せず封入していたこと、またその情報が引き継がれていなかった（要因1-25）

今回事故が発生した貯蔵容器は、実験済
エックス線回折用試料の酸化処理をせずに貯蔵容器へ当該実験済試料を封入した
こと及びその内容物の記録（当該実験済
試料を酸化処理していなきことを含む）を残していなかった（要因1-5）

K

L

凡例

（１）不明瞭な核燃料物質が貯蔵（保管）された頂上事象

前身のプルトニウム技術開発室が平成3年に核燃料物質の封入を行ったが、初代プル
トニウム技術開発室長Aは実験済エックス線
回折用試料の減容及び核燃料物質の回収のため酸化処理の方法を確立し、アルミニ
ウム製の試料ホルダーから核燃料物質の粉末を固めたエポキシ樹脂の打ち抜き作業を実施し、、昭和58年6月から昭和61年5月にかけて酸化還元炉で酸化処理を実施したが、酸化処理と内容物の記録を残していなかった（要因1-1）

初代プルトニウム技術開発室長Aは、貯蔵
容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引き継ぎする必要があったが、計量管理の移動票（棟内移動票を含む）で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった（要因1-2）

プルトニウム技術開発室では、貯蔵容器に封入した核燃料物質の状態の記録について
棟内移動票で貯蔵容器に貯蔵した核燃料物
質及びその状態を記録していたが、それらを含め保管状況等を整理した記録を保管してなく、貯蔵容器の内容物の管理票がない（要因1-3）

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所
内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した
核燃料物質及びその状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃料物質の保管状況等を明確にした管理情報が保管されていない等、核燃料物
質を安全に長期的に貯蔵するための管理基
準等の仕組みが構築されないまま運用されていた（要因1-4）

4.中間管理要因
4-1-3 マニュアルの整備
4-8 技術管理：「頂上事象」を示す：「問題事象」を示す：「直接要因」を示す：「組織要因を含む背後要因」を示す：連鎖の断ち切り点
A- 1

B- 1

C- 1

D- 1

F-18

E- 1

F- 1

G- 1

G-15

*A-1

*A-2

H- 1

I- 1

組織の要因A-1-1

J- 1

直接要因A-1-2
初代プルトニウム技術開発室長Aは、実験
済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引き継ぎする必要があったが、ウラン・プルトニウム混
合炭化物燃料等は安定化処理のための酸化処理を徹底してきたことから、エックス線
回折用試料も同様に酸化処理するものと考えルール化していなかった（要因1-6）

2

A- 2

B- 2

C- 2

D- 2

E- 2

F- 2

G- 2

K- 1

L- 1

K- 2

L- 2

K- 3

L- 3

K- 4

L- 4

4.中間管理要因
4-1-3 マニュアルの整備

プルトニウム技術開発室長Aは、実験済エッ
クス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するための作業方法をルール化する必要があったが、エックス線回折用試料の酸化処理は保管容
積の減容として過去に定常的に実施してきたことから、いずれ酸化処理を再開すると作業者が理解していると考えたと推定される（要因1-13）

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するための作業方法をルール化する必要があったが、当時は研究開発成果をレポートにすることを優先する等、現場の管理技術をマニュアルにする意識が希薄であった（要因1-14）

H- 2

I- 2

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するための作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するための作業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していなかった（要因1-15）

J- 2

組織の要因A-1-2

プルトニウム技術開発室長Aは、実験済エッ
クス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するための作業方法をルール化する必要があったが、α焼却装置が稼働するようになれば後任者がルール化するものと考えたと推定される（要因1-16）

3

A- 3

B- 3

C- 3

D- 3

E- 3

F- 3

G- 3

H- 3

I- 3

平成3年10月、プルトニウム技術開発室長Ｂは、放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮し実験済エックス線回折用試料を酸化処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、エックス線回折用試料のエポキシ樹脂はプルトニウムの放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化処理をしないまま貯蔵していた（要因1-7）

4

A- 4

B- 4

C- 4

D- 4

E- 4

F- 4

G-9

J- 3

4.中間管理要因
4-7-4 教育・訓練

直接要因A-1-3

*A-3

G- 4

大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は核燃料物質の貯蔵の条
件に関する留意事項に関して理解していな
い等、当該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった（要因110）

兼務している研究者を含めプルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、放射線安全
取扱手引の貯蔵の条件に記載している放射線分解によるガス圧上昇に関する重要事項について理解し核燃料物質の貯蔵に関する対応を検討する必要があったが、当該重要事項を認識していない等、放射線安全取扱手引に記載された遵守すべき要件（貯蔵の条件）を理解させるため保安教
育が不十分であった（要因1-9）

プルトニウム技術開発室長Bや兼務している研究者を含め歴代のプルトニウム技術開発室（現燃料試験課）員は、放射線安全
取扱手引の貯蔵の条件に記載している放射線分解によるガス圧上昇に関する重要事項について認識していなかった（要因18）

H- 4

I- 4

組織の要因A-1-3 J- 4

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理

H-18

大洗研究開発センターは管理区域で業務を行う者が理解できるよう、放射線安全取扱手引の記載内容を工夫する必要があっ
たが、貯蔵の条件に関する記載が一般的な注意でしかないと読み取れる等、注意すべき狙いや背景が理解できない記載となっていた（要因1-11）

初代プルトニウム技術開発室長Aは、エックス線回折済試料は酸化処理し安定化したあとでないと貯蔵室に移してはいけないと考えており、昭和62年3月に実験済
エックス線回折用試料の酸化処理のため、アルミニウム製の試料ホルダーから核
燃料物質の粉末を固めたエポキシ樹脂の打ち抜き作業を実施したが、昭和58年
当時に東海研究所プルトニウム研究第1棟から受け入れた実験済エックス線回折用試料の処理を含め、別に開発を進めていたα核種有機物焼却装置（α焼却装置）が稼働してから酸化処理すればよいと考え、後任のプルトニウム技術開発室
長Bに引き継いだが、それが反映されなかった

5

A- 5

B- 5

C- 5

D- 5

E- 5

F- 5

G- 5

組織の要因A-1-4
H- 5

I- 5

直接要因A-1-4

A- 6

B- 6

C- 6

D- 6

E- 6

J- 5

K- 5

L- 5

J- 6

K- 6

L- 6

J- 7

K- 7

L- 7

K- 8

L- 8

4.中間管理要因
4-10-4 作業の変更管理

平成2年頃、プルトニウム技術開発室長Ｂは、
プルトニウム技術開発室及び実験している
プルトニウム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、プルトニウム技術開発室長Aから引き継いだ有機物と混在した核燃料物
質の酸化処理の中止を決定した（要因119）

6

大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性を理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要があったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直すことが行われていなかった（要因112）

F- 6 これ以降、実験済エックス線回折用試料の酸

プルトニウム技術開発室長Bは、自らエックス線回折用試料の作成を考案したことやエックス線回折用試料を含む実験済みの核燃料物質の貯蔵（保管）に関する業
務はプルトニウム技術開発室にあることから、広く意見を求めて検討する必要はないと誤認した（要因1-20）

G- 6

プルトニウム技術開発室長Bは、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理について方針を変更する際、研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討して決定する必要があったが、技術的な知見を有する研究員を含め関係者間で検討しなかった等、業務の変更管理が適切に行われていなかった（要因1-21）

H- 6

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）
は、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討する必要があったが、燃料研究棟連絡会議等の場において研究員を含め
燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を検討してこなかった等、重要な業務プロ
セスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった（要因1-22）
組織の要因A-1-5
I- 6

化処理は行われてこなかった

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）
では、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で潜在的なリスクについて検討することを室長に進言する必要があったが、室長Bの方針に従う等、
安全確保・維持に対する取り組みがなかった（要因1-23）

7

A- 7

B- 7

C- 7

D- 7

E- 7

F- 7

G- 7

兼務のプルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）の研究員は、燃料研
究棟月報、合同連絡会議等により以前実施していたエックス線回折用試料の酸化処理について確認する必要があったが、当該研究室員は、プルトニウム技術開発室からの検討要請等がなかったことから関与しておらず、継続して酸化処理しているものと思い込んだ（要因1-26）

8

E-14

*A-4

H- 7

I- 7

3.経営管理要因
3-2-2 組織構造
兼務のプルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）の研究員は、プルトニウム技術開発の所掌ではあるものの、新型燃料の開発のため研究をすることが役割分担としていたことから、継続して酸化処理していると思い込み燃料試験課に誤った情報を伝える等、核燃料物質を含む実験済試料に関する核燃料物質の取扱について関与が希薄であった（要因1-27）

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学
研究グループ）は、有機物が混在した核燃料
物質の安定化処理に関して、酸化処理を含
むプルトニウム取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必要があったが、研究員である兼務者の施設の保安活動に対する関与が希薄である等、安全確保・維持に対する組織体制が一体化していない状況になっていた（要因128）
組織の要因A-1-6

A- 8

B- 8

C- 8

D- 8

E- 8

F- 8

G- 8

H- 8

I- 8

J- 8

添付資料－２ 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（2/4）
A

B

C

D

E

F

G
直接要因A-1-5

燃料研究棟では貯蔵容器の定期的な点検が行われていなかったものの、IAEAの定期的な査察に対応するため（推測）、平成8
年に貯蔵容器の内容物を確認する点検が行われ、内容器（ポリ容器）底部の破損と樹脂製の袋の膨張を確認し必要なものについて再梱包したが、今後定期的な点検を行うという改善が図られず、また再梱包のデータはあったものの記録を残してなかった（要因1-29）

9

A-9

B-9

C-9

D-9

E-9

F-9

H

I

J

K

プルトニウム技術開発室長Ｃは、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで酸化処理を行った上で金属容器への変更等の異常状
況の回避、その記録を残し定期的な点検を指示する等の改善をしていなかった（要因130）

プルトニウム技術開発室長Cは、貯蔵容器の内容物を確認し再梱包した際に、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器へ変更するとともに当該記録を継承する必要があったが、当初の計画を「核燃料貯蔵容器（内容器）の再梱包」としていたため、発見した樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損
は、元の状態に戻せばよいと考えた（要因1-31）

プルトニウム技術開発室(当時）は、当該貯蔵容器の樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損を再梱包する際、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討す
る必要があったが、再梱包を当初の計画としていたため、容器の改善及び定期的な点検の実施等の必要性を認識できなかった（要因1-35）

プルトニウム技術開発室(当時）は、当該貯蔵容器の樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損を再梱包する際、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、保管状況を改善する意識が希薄であった（要因1-33）

プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管するにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内において核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取り組みに欠けていた（要因1-34）

G-9

L

G-4

*A-3

2.組織心理要因
2-1-3 集団レベル組織風土
4.中間管理要因
4-1-3 マニュアルの整備

組織の要因A-1-7

H-9

I-9

J-9

K-9

L-9

H-10

I-10

J-10

K-10

L-10

K-11

L-11

これ以降、金属容器への変更や樹脂製の袋の健全性に関する定期的な点検は実施されてこなかった

平成7年8月に定期IAEA査察（パッシブ中性子法による容器内プルトニウムの非破壊計量検査等）の準備として、核燃料物質貯蔵容器（61本）内の状況確認（内容器の材質、厚さ及び密封状態）の確認を行っているが、このとき、樹脂製の袋等の異常に気が付いていたものの、特に処置をしていなかったと推測。⇒IAEAは開封しないと思っていたため。

10

平成7年11月の査察で秤量の指示を受けた際、断ったが次回は開蓋することになると考え、平成8

A-10

B-10

C-10

D-10

（２）核燃料物質の貯蔵（保管）に関する海外情報の考え方が活かされていなかった
E-10

問題事象A－2

G-10

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEA
やDOEで発行されたプルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する海外情報について、プ
ルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報が発行されていることを調査しなかった（要因1-43）

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEA
やDOEで示されたプルトニウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、
プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった（要因1-42）

核燃料物質の保管に関して、プルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった（要因141）

11

F-10

直接要因A-2-1
燃材部長及び歴代の課室長は、燃料研究棟の施設施設管理を安全に行うため、プ
ルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する情報を入手し管理基準を改定する等、施設の安全管理の改善に努める必要があったが、規制関連要求事項を満たしていれば良いと考え、特に海外情報まで活用する等の改善要求がないため調査を実施しなかった（要因1-44）

大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していない等、予防処置に関する要
領で海外情報等から得られた知見を保安活動に反映する仕組みを明確にしていなかった（要因1-46）

燃材部長及び歴代の課室長は、プルトニ
ウムの取扱い、貯蔵（保管）に関する最新情報を常に入手し業務に反映する必要があったが、何か最新情報があれば、機構内の情報共有や水平展開等で必要な情報が入手できると考え、自ら組織として当該情報を入手する考えに至らず意識が希薄であった（要因1-45）

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-12 是正処置・予防処置

組織の要因A-2-1
A-11

B-11

C-11

D-11

E-11

F-11

G-11

H-11

I-11

J-11

このため、燃料研究棟における核燃料物質の貯蔵において、金属容器への保管や有機物を含めない等の改善が行われてこなかった

12

平成7年（1995年）
HY氏（月は不明）
平成8年（1996年）9月 AY氏
平成8年（1996年）10月 AY氏

A-12

B-12

C-12

D-12

E-12

F-12

G-12

I-12

H-12

K-12

*A-5

IAEA でプルトニウムの安全な取扱い、保管に関するSafety Report No.9の検討が行われている際、原子力機構（当時の原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団）
から専門家として出席し資料の取りまとめに参画していたが、当該専門家から情報共有がなされなかった（要因1-37）

13

A-13

B-13

（３）作業計画時に汚染の可能性を想定していなかった
C-13

D-13

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった（要因187）

14

A-14

B-14

Ｄ－１に関連する事項（手順に要求事項が記載されているものの、実施していない事
項）

E-13

燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等から核燃料物質を核燃
料貯蔵庫に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、内容器等を確認する場合は、フード以外の
セル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理
等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散
C-14
し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった（要因1-55）

B-26

E-14

A-15

B-15

補足
フード内安全作業では、フード内で作業する際の一般的な注意事項を記載しており、

C-15

D-15

16

B-16

C-16

D-16

E-16

L-12

*A-5
プルトニウムを取り扱う組織は、機構の管理する施設管理に有用な情報として、ＩＡＥ
Ａ SafetyReport No.9を入手し、機構全体に情報を共有する必要があったが、当時は当該専門家から入手した情報は自らの組織に留まり、機構全体の組織的な情報共有ができていなかった（要因1-39）

J-13

K-13

L-13

I-14

J-14

K-14

L-14

I-15

J-15

K-15

L-15

I-16

J-16

K-16

L-16

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物
質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、核燃料物質を安全に取扱うことに対する慎重さに欠けた（要因1-60）

燃料試験課は、不明瞭な核燃料物質（Ｍス
クラップ）に対するリスクを考慮し、貯蔵容
器の内容物について十分に調査する必要があったが、過去の情報は当時の関係者にしかわからないとして過去に在籍していた研究者等からの情報（核燃料物質は安定化処理され保管されている）に傾注してしまった（要因1-59）

G-14

H-14

*A-7

燃料試験課は、貯蔵した核燃料物質の情報は、計量管理に関する情報（核燃料物
質所内移動票）や当時の関係者の意見（核燃料物質は安定化処理されているか、
不活性ガスに封入されて貯蔵されている）
を取り入れればよいと考え、貯蔵容器に保管しているスクラップの中に含まれている
その他の物質の情報を記録として保管しておらず、容易に調査することができなかった（要因1-62）
F-15

燃料試験課は、数十年間にわたり当該貯蔵容器の内容物を確認していない状況を踏まえ、潜在的リスクが存在する作業である3H作
業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、詳細な作業手順やホールドポイ
ントを明確にした作業計画書（非定常作業計画書）を作成する必要があったが、貯蔵容器の開封作業は2年前に経験しているものの、長期間開封していない貯蔵容器であることや内容物の情報がわかっていないことを考慮しない等、作業計画時に３Ｈ作業（非定常作業）であると認識せず、課長承認である共通
作業要領「燃料研究棟における作業計画区分」による定常作業という前例にならった（要因1-64-1）

参画した専門家は、ＩＡＥＡ SafetyReport
No.9でプルトニウムの取扱いに関するが議論されていることを組織的に周知する必要があったが、一専門家としての参画という認識であったこと、参画していたドラフト版
で対象としている設計条件や管理方法等
はすでに自らの施設には適用されており、反映すべきものではなかったこと、当該情報は組織として必要な部署が入手すればよい等、との理由から自らの組織外に情報共有しなかった（要因1-38）

組織の要因A-2-2
K-12

組織の要因A-3-1
F-14

E-15

燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、数年以上実施していない貯蔵容器内の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について作業手順を詳細に定めた非定常作業計画書を作成する必要があったが、貯蔵容器の内容物の確認は燃料研究棟では過去から適宜実施しており、これまで同様に詳細な手順は不要で定常作業として実施すればよいと考えた（要因1-63）⇒インタビューにより、震災後は貯蔵容器の内容物の確認を実施していないことを確認

A-16

燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、不明瞭な核燃料物質（Ｍスクラップ）に対するリスクを考慮する必要があったが、関係者から確認した内容から、貯蔵容器の内容物（スクラップの内容、有機物の混在等）の情報は得られなかったにも関わらず、核燃料物質は安定化処理して保管されているものと考え、さらに調査する必要があるという意識に至らなかった（要因158）

G-15

E-24

非定常作業の安全管理要領（改26大（通達）第14号平成26年4月1日）
3.定義
非定常作業とは、日常的に反復・継続して行われることが少ないため作業者が習熟する機会が少ない作業①保全的作業
不定期又は定期的ではあるが、１年を超える周期で行われる設備の修理、手入れ、点検、検査等の作業②トラブル対処作業
設備の運転中に発生する設備等の不良及び異常、不調、故障等のトラブルに対する作業

J-12

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-12 是正処置・予防処置

2.組織心理要因
2-1-3 集団レベル組織風土

燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な
核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があったが、施設チームの元担当者に過去の経緯を確認した際、当時の資料が見つからなかったが過去に貯蔵容器を点検し、その時に汚染はなかったとの情報を得たことから、点検作業において過去に大きな問題はなかったと誤った認識をした（要因1-61）

*A-6

I-13

H-13

D-24

作業計画書（核燃料物質の貯蔵作業）では、定常作業の中で実施することにしているものの、フードでの作業については、使用許可チェックリストで「貯蔵容器点検等の作業を行う」と記載しており、貯蔵容器の内部の確認や詰め替え作業に関して明確になっていない。

15

G-13

*A-4

燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な
核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等の情報を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があった
が、在籍期間の長い研究グループの担当
者に過去の経緯を確認した際、酸化物やスクラップに関する情報はなかったものの、「炭化物や窒化物についてはＡｒガス雰囲
気で金属容器に封入」又は「熱処理を加えて安定化処理」しているとの情報を得たことから、核燃料物質は安定化処理して保管されているものと考えた（要因1-57）

燃料試験課長、マネージャー及び担当者
は、貯蔵容器内に保管している不明瞭な
核燃料物質（Ｍスクラップ）の性状や混入している物質等の情報を十分に調査した上で、作業計画書を作成する必要があった
が、在籍期間の長い研究グループの担当
者や施設チームの元担当者に貯蔵容器の内容物の状況等を確認した内容から、核燃料物質使用許可の範囲と解釈し、汚染の可能性を考慮すればフード内で貯蔵容器の蓋を開け、内容物の点検作業を行ってよいと考えた（要因1-56）
D-14

F-13

G-8

直接要因A-3-1

問題事象A-3

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていない等、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった（要因1-49）

原子力機構は、原子力施設の海外情報等
施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討をする
必要があったが、事故情報は機構全体に発信し注意喚起を促しているものの、施設管理に関連する基準等については、固有技術であることから情報を調査してこなかった（要因1-48）

燃材部長は、IAEAやDOEで発行されたプ
ルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する海外情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映させるよう燃料試験課長に指示する必要があったが、当該情報が発行されていることを知らなかったことから指示していなかった（要因1-47）

*A-2

H-1

H-15

*A-8

燃材部（燃料試験課）は、品質保証計画書に基づき３Ｈ作業（非定常作業）を含む保安活動に関する業務の計画ついて考え方を明確にする必要があったが、従前からの共通作
業要領に従えばよいと考え、品質保証活動で求められている個別業務に係る作業計画が必要と考えなかった（要因1-64-2）

燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である
3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）として位置づけ、作業手順やホールドポイ
ントを含む詳細な作業計画を作成することを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった（要因1-65）

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理

組織の要因A-3-2
F-16

G-16

H-16

I-12

添付資料－２ 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（3/4）
A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

4.中間管理要因
4-2-1 ルールの整備
大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に関する作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、３H作業の定義、作業手順、ホールドポイン
トの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった（要因166）

17

組織の要因A-3-3
A-17

B-17

C-17

D-17

E-17

F-17

燃料試験課担当者は、一般安全チェックリ
ストの該当箇所にチェックし貯蔵容器を開ける際のガス圧上昇のリスクを検討する等、具体的な手順や対象物の線量、内容物の情報等を十分に調査した上で、作業計画を策定する必要があったが、定常作業であり、樹脂製の袋の膨らみ破裂に至る恐れがあることについて気が付かず、一般安全チェックリストの「爆発・破裂・飛散のおそれ」にチェックしなかった（要因1-67）

18

A-18

B-18

C-18

D-18

E-18

C-23

*A-9

H-17

I-17

J-17

K-17

L-17

G-18

H-18

I-18

J-18

K-18

L-18

G-19

H-19

I-19

J-19

K-19

L-19

H-20

I-40

J-40

K-40

L-40

H- 21

I- 21

J- 21

K- 21

L- 21

H- 22

I- 22

J- 22

K- 22

L- 22

G-17

燃料試験課担当者は、放射線損傷によって樹脂製の袋が劣化し破れやすくなることは認識していたものの、核燃料物質と有機物が混在した場合にガスが発生し樹脂製の袋が膨らむことに関する情報を知らなかった（要因1-68）

F-18

*A-1

D-1

*A-3

G-4

4.中間管理要因
4-5-1 部署レベルのコミュニケーション
燃料研究棟関係者（マネージャー、主査、担当）は、作業計画を策定する際、作業員Ａから周知された平成8年に実施した貯蔵容器を点検(再梱包）に関する情報を考慮して作業を計画する必要があったが、配信されたＥメールの本文を確認し添付してあった別件の作業計画が重要であると考えて確認したものの、Ｅメール内に示してあった当該情報が保存されている燃料研
究棟共有ファイルサーバのフォルダ内を確認していなかった（要因1-51）

燃料研究棟関係者（マネージャー、主査、担当）は、平成8年に実施した貯蔵容器を点検(再梱包）した記録に関する情報（ポリ容器の底部が変色、破損、樹脂製の袋が膨張）を入手した際、当該情報を考慮して作業を計画する必要があったが、平成28
年8月に関係者に情報共有されたものの、関係者は当該情報を確認しておらず、潜在するリスクを認識できなかった（要因150）

19

燃料試験課の管理者は、情報共有された
平成8年の点検記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識する必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない等、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコミュ
ニケーションする取組みが不足していた（要因1-53）

組織の要因A-3-4
A-19

B-19

C-19

D-19

E-19

F-19

直接要因A-3-2
燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリティ統括部から平成29年1月26日に「サイクル研プル
トニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったた
め、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった（要因1-70）

燃料研究棟では、貯蔵容器の点検等作業の初期の段階で、サイクル研プルトニウム
燃料技術開発センターで発見された核燃料物質を封入した樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を入手したものの、樹脂製の袋の膨れに関する事象ついて確認しておらず、潜在するリスクを認識できなかった（要因1-69）20

4.中間管理要因
4-5-1 部署レベルのコミュニケーション
燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認していない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコ
ミュニケーションが不足していた（要因173）

燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、サイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、実施している貯蔵容器の確認作業に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事項であったことから「情報共有」の添付資料まで確認しておらず、情報の重要性を認識できなかった（要因1-71）

組織の要因A-3-5
A-20

B-20

C-20

D-20

E-20

施設安全課は、安全・核セキュリティ統括部から配信された原子力規制庁面談資料からサイクル研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、
核燃料物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各部に配信する必要があったが、受信した各部が受け止めると考え、E
メールによる「情報共有」のみにとどまった（要因1-74）

21

A- 21

B- 21

C- 21

D- 21

E- 21

A- 22

B- 22

C- 22

D- 22

（４）異常と認識できず、作業を中断できなかった〇破裂した際にすでに内部被ばくしていたか、
或いは待機中若しくは脱装時に被ばくしたか
は被ばく評価班の評価結果による
なお、作業員Eから、半面マスクの防護係数が低いことから事故直後に内部被ばくがあA- 23

問題事象A-4

直接要因A-4-1

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した（要因1-88）

作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際にガスが発生していることを想定し作業をいったん停止し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイ
ント（作業中断点）を定めていなかったため、異常と認識できず残りのボルトを外し蓋を開けても問題ないと考えてしまった（要因
1-86）

B- 23

C- 23

*A-9

A- 24

B- 24

C- 24

施設安全課は、核燃料物質の不適切な管理に関する他拠点での面談状況を周知するという観点で情報共有しており、当該情報の説明の内容が、グローブボックス（GBox）を貯蔵施設とする観点での説明であったことから樹脂製の袋が膨れるものの取扱いについて注意が及ばす、留意事項
として取り上げる意識を喚起できなかった（要因1-75）

E- 22

F-22

A-10

安全・核セキュリティ統括部は、当該情報は追加説明の内容が、GBoxを貯蔵施設とする観点での説明であり、樹脂製の袋が膨れるものの取扱いや膨れた推定原因について重要な情報と認識できず、各拠点へ周知する留意事項として取り上げる意識を喚起できなかった（要因1-78）

F- 22

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ
統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者が気が付くようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認をする必要があったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確でなかった（要因
1-76）
G- 21

A-10

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-5-1 部署レベルのコミュニケーション

組織の要因A-3-6

G-21

G- 22

F-18

作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止し作業手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際に実施した汚染検査で汚染がなかったこと、樹脂製の袋が破裂するような状況を想定できなかった（要因1-81）

作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止し管理者等に相談する必要があったが、当日は管理者が出張し不在であったこと、自らが燃研棟のマネージャー
であり当該作業の実質的な管理者であることから、異常の兆候の判断を他の者に確認しなかった（要因1-82）

作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止し管理者等に相談する必要があったが、自らが燃研棟のマネージャーであり、当該作業の実質的な管理者であるものの、作業経験が十分あるのは自分であると考えプレイングマネージャーになってしまい、客観的な立場で判断できる状況になかった（要因1-83）

管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要があったが、作業の管理を行う立場であったにもかかわらず自ら作業を行ったことで視野狭窄
的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切な判断を行う役割が果たせる要員配置となっていなかった（要因1-84）

４．中間管理要因
４－７－１ 役割・責任
４－７－２ 選抜・配置

組織の要因A-4-1
D- 23

作業員Eは、異常な兆候を確認した場合に作業を停止し作業手順を見直す等の措置を講ずる必要があったが、蓋が浮き上がるような異常な兆候（リスク）に対しての対応が希薄であった（要因1-85）

24

G-20

F- 21

安全・核セキュリティ統括部は、サイクル
研での樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を踏まえ、核燃料物質の不適切な管理の一環として重要な情報としてＥメール本文に留意事項を付記して各拠点に配信する必要があったが、各拠点に共通する重要な情報と認識できず、Eメールによる「情報共有」の配信や平成29年2月9日の追加の面談情報を配信していなかった（要因1-77）

22

23

F-20

D- 24

E- 23

*A-7

H-14

*A-8

G-18

E- 24

F- 23

G- 23

H- 23

I- 23

J- 23

K- 23

L- 23

F- 24

G- 24

H- 24

I- 24

J- 24

K- 24

L- 24

添付資料－２ 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（4/4）
A

B

C

D

E

直接要因B-1-1
作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで
発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかった（要因2-8）

F

作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、初動時対応として皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡易的に汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等をする必要があったが、作業員E（管理者）
は、極力現場を保持すること、汚染を拡大させないことに傾注し、汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）すること等に気が付かなかった（要因2-9）

G

H

I

J

K

L

（５）内部被ばくが確認された
頂上事象

26

問題事象B-1*A-6

作業員は、廊下にグリーンハウスを設営し108号室から退出する準備ができるまで約3時間待機していた際、その間に半面マスクの面体と顔面との接触部の密着性が低
下し、顔面等の汚染が面体接触部から侵入した（要因2-7）

作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した（要因2-21）

核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作
業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした（要因1-89）

A- 26

Ｃ-14

B- 26

C- 26

D- 26

E- 26

F- 26

G- 26

A- 27

B- 27

C- 27

現地対策本部長（所長、副所長）は、現場対応班長からのグリーンハウス設置申請に対して受理、その後、人的要員の応援等を示唆していたが、現場対応班
長から十分に対応可能であることを発言
あり

28

B- 28

C- 28

：「問題事象」を示す：「直接要因」を示す：「組織要因を含む背後要因」を示す

I- 26

J- 26

K- 26

L- 26

I- 27

J- 27

K- 27

L- 27

*B-1

：連鎖の断ち切り点

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-7-4 教育・訓練

組織の要因B-1-2

D- 27

E- 27

*B-3

F- 27

G- 27

H- 27

直接要因B-1-2
現場指揮所では、作業員を108号室から速やかに退出させることも検討していたが、作業員から退出する場合は、ポケッ
ト線量計の値が高くないこと、室内のダス
トモニタによる空気中汚染濃度も高くないこと等から棟内への汚染を拡大させないためにグリーンハウスを組み立てた方がよいとの提案があり、燃材部長はグリーンハウスの設営を判断した（要因2-16）

燃料研究棟での汚染事故が発生した後、108号室で待機していた作業員5名を退出させるための対応をしていたが、最初の作業員が108号室からから退出するまでに約3時間の時間を要した（要因2-15）以上から当日の対応については、直接要因となりうる事項はなく、より短時間で対応するための準備等に直接要因があ
A- 28

H- 26

：「頂上事象」を示す*B-2

なお、作業員から汚染を拡大させないためにグリーンハウスを組むことの提案があったことをインタビューで確認済み
別途業者が設置したグリーンハウスに関して資機材搬入から設置完了まで1時間弱で設営可能であることを確認（当日、寸法が合わずに思考錯誤していたことをインタビューで確認済み）。

*B-1

大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、燃料研究棟でプルトニ
ウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった（要因2-14）

現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第2課長）は、作業員から現場の状況を確認した際、汚染の状況、退室までの準備期間を考慮し、初動時対応として簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等を指示する必要があったが、速やかに除染する等、身体汚染に関する応急処置の意識が働かなかった（要因213）

27

凡例

4.中間管理要因
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、4-7-1 役割・責任
安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだ
け避けるよう、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡
大や内部被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかなかった等、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能しなかった（要因2-12）
組織の要因B-1-1

作業員Eは、顔面等全身汚染を確認した際、初動時対応として皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、
簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等をする必要があったが、作業経験が十分あるのは自分であると考えプレ
イングマネージャーになってしまい、客観的な立場で判断できる状況になかったことか
ら身体汚染に関する応急処置の意識が働かなかった（要因2-11）

D- 28

E- 28

燃材部長は、燃料研究棟でプルトニウ
ムによる室内全域が汚染するような事故を想定し、利用できるグリーンハウスを設置するための資材の事前準備や設営のための緊急時対応訓練を検討しておく必要があったが、燃料研究棟でグ
リーンハウスを設置しなければならない
事故が発生するとは思っていなかったことから、緊急時に必要な資機材の事前準備等を適切に実施していなかった（要因2-18）

燃材部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグ
リーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリー
ンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った（要因2-17）

F- 28

*B-3

G- 28

H- 28

I- 28

J- 28

K- 28

L- 28

G- 29

H- 29

I- 29

J- 29

K- 29

L- 29

G- 30

H- 30

I- 30

J- 30

K- 30

L- 30

I-31

J-31

直接要因B-1-3

放射線管理第2課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、作業服を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや
固定（封じ込め）を助言することが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった（要因2-1）

作業員が108号室から退出する際、グリーンハウスにて半面マスクを交換し、作業服を脱装した際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）が行われなかった（要因2-6）

29

A- 29

B- 29

C- 29

D- 29

放射線管理第2課員は、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言する必要があったが、汚染検査を行うことが役割であり、除染や脱装は施設側が行うものと認識し、周りの施設関係者の動向に委ねていた（要因2-2）

E- 29

*B-2

F- 29

現場指揮所（燃材部長、燃料試験課長、放射線管理第2課長）は、放射線管理課員と連携し、除染や脱装の手順を指示する必要があったが、退室や除染や脱装について現場の責任者を指名せず、現場関係者に任せていた（要因2-5）

30

A- 30

B- 30

C- 30

D- 30

E- 30

*B-2

F- 30

31

A-31

B-31

C-31

D-31

E-31

F-31

G-31

H-31

K-31

L-31

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表（1/3）
問題事象

頂上事象
番号

直接要因
事実

組織の要素を含む背後要因

番号

分析結果

直接要因A-1-1

初代プルトニウム技術開発室長Aは、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引き継ぎする必要があったが、計量管理の移動票（棟内移動票を含む）で核
燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料
物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった

分類

組織の要因A-1-1

分析結果

JOFL分類

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその4.中間管理要因
状態を記録として保管し管理することをルール化する必要があったが、核燃
4-1-3 マニュアルの整備
料物質の保管状況等を明確した管理情報が保管されていない等、核燃料物
4-8 技術管理
質を安全に長期的に貯蔵するための管理基準等の仕組みが構築されないま
ま運用されていた

効果点
対策の提言

GUIDE

燃材部（燃料試験課）は、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取り扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）、管理台帳を整備する やりやすくするとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築す
ること

対策後の残留リスクや副作用

備 考

点数

4

核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱 管理台帳の整備に当たっては、既において守らなければならない要 存の計量管理データを有効活用
求事項について明確になり、また し、核燃料物質の管理とリンクさ
核燃料物質の履歴管理が管理台 せることが実効的と考える。
帳で容易になる。ただし、既存のデータが適切な情報であることが効果点
点数
確認できない場合は核燃料物質
ガイド（GUIDE）
を調査することになり、長期的な取り組みになる可能性がある。
やめる・なくす104

安全に作業するための作業手順の体系化が図られ、また定期的な文書レビューにより要求事項の変更に伴う見直しの検討が適切に行われる。さらに、作業方法の改善にもつながる。ただし、必ずしも十分な文書作成を期待するものではないため、管理者は作業者の力量に応じて適切な判断が必要になる。

2

保安規定、作業要領等に基づく保安教育が確実に実施されているこ
既存の教育訓練の管理システとを教育担当部署が第三者的にム等を有効に活用できる可能性確認することで教育訓練の抜け防がある。
止に有効である。

4

品質マネジメントシステム（QMS）の要求事項である文書レビューを確実に行うことが可能になり、有効と考える。

4

技術的な判断を必要とする場合 課の課題等を部レベルで技術的に、誤った意思決定を防止する仕 審議をする安全技術検討会を活組みとして有効と考える。
用できる。

できないようにする

直接要因A-1-2

直接要因A-1-3【頂上事象】
核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作
業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした問題事象A-1

実験済エックス線回折用試料からエポキシ樹脂
を分離せず封入していたこと、またその情報が引き継がれていなかった

直接要因A-1-4

直接要因A-1-5

初代プルトニウム技術開発室長Aは、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法をルール化し引き継ぎする必要があったが、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料等は安定化処理のための酸化処理を徹底してきたことから、エックス線回折用試料も同様に酸化処理するものと考えルール化していな
かった

平成3年10月、プルトニウム技術開発室長Ｂは、放射線安全
取扱手引の貯蔵の条件を考慮し実験済エックス線回折用試料を酸化処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱手引で「3.3.3貯蔵の条件 (4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する」と定めていることに反し、十分な確認を行わずに、エックス線回折用試料のエポキシ樹
脂はプルトニウムの放射線による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化処理をしないまま貯蔵していた組織の要因A-1-2

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、実験済エックス線回折用試料を酸化処理してから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵（保管）するた
4.中間管理要因
めの作業方法をルール化する必要があったが、施設を安全に維持するため
4-1-3 マニュアルの整備の作業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕組みが機能していな
かった

組織の要因A-1-3

大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安教育等の中で放射線安全取
扱手引の重要事項について受講者に理解させるための保安教育を的確に行うよう指導する必要があったが、大洗研究開発センター北地区の関係者は 4.中間管理要因
核燃料物質の貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解していない等、当 4-7-4 教育・訓練
該手引の遵守すべき要件（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった・大洗研究開発センターは、大洗研究開発センターの毎年度の保安教育等の中で今回の事故の教訓や核燃料物質の貯蔵の条件 検出するの趣旨を理解させるための教育が継続して実施されていることを確認すること・また、受講者が教育内容を理解していることを確認すること。さら できる能力をもに、未受講者があった場合は、フォローして受講させること。これ たせる
らが確実に実施される仕組みを構築すること

4

検出する
備える

2

知覚能力をもたせる
認知予測させる
安全を優先させるできる能力をもたせる
自分で気づかせる

1

組織の要因A-1-4

大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活動を実行することの重要性が理解できるよう放射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する必要が
4.中間管理要因あったが、貯蔵に関する条件について一般的な記述に止まり、狙いや背景が4-2-3 ルールの維持管理
理解できない記載となっている等、利用する者が理解できるルールに見直す
ことが行われていなかった組織の要因A-1-5

プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法等、安定化処理の変更について研究員を含め関係者間で安全への影響等を検討することが必要であったが、燃料研究棟連絡会議 4.中間管理要因
等の場において研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容の妥当性を 4-10-4 作業の変更管理検討してこなかった等、重要な業務プロセスを変更する場合にその妥当性を確認する仕組みが明確になっていなかった

燃材部（燃料試験課）は、保安活動に関する重要な業務プロセスを変更する場合、関係する研究者を含めて安全への影響等を含やりやすくするめ変更内容を会議体で審議し、妥当性を確認する等、変更管理の仕組みを構築すること

組織の要因A-1-6

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究グループ）は、有機物が混在した核燃料物質の安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニウム取扱い技術の向上に参画し、一体となって核燃料物質の安全確保に取り組む必 3.経営管理要因要があったが、研究員である兼務者の施設の保安活動に対する関与が希薄 3-2-2 組織構造である等、安全確保・維持に対する体制が一体化していない状況になっていた

燃材部（燃料試験課）は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置する方向が決定している燃料研究棟の計画が安全かつ計 やりやすくする
画的に進めることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け見直しすること

4

所幹部のリーダーシップの下に、組織改編に伴う費用対効果を考慮し、他部署との調整及び組織 廃止措置の計画を踏まえ、検討
改編に関する組織的判断に加え すると効果的と考える。
て、保安管理組織の変更に関する認可手続きが必要である。

組織の要因A-1-7

プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理を行った上でポリ容器から金属容器への変更や樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的な点検の実 2.組織心理要因
・ 燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリスクを保有するものに対し施、並びに当該記録の継承を検討する必要があったが、元の状態に戻すこ 2-1-3 集団レベル組織風土て感受性を高めるとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿 できる能力をもとに傾注し貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとどめ、今後保管す （安全に対する意欲、慎重さ）4.
勢）を行うことたせる
るにあたって定期的な点検を実施する改善を行っていない等、職場内におい 中間管理要因(組織の要因A-1-1の対策と同じ（管理台帳）)て核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）することに対する取り組みに欠 4-1-3 マニュアルの整備
けていた2

潜在的リスクを検出する能力を高める地道な取り組みが必要であ
教育訓練計画において具体的る。事例教育もその一つである方法を検討する必要がある
が、具体的な目標を立てないと効果が得られない可能性がある。

平成2年頃、プルトニウム技術開発室長Ｂは、プルトニウム技術開発室及び実験しているプルトニウム燃料研究室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断し、プルトニウム技術開発室長Aから引き継いだ有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の中止を決定した

プルトニウム技術開発室長Ｃは、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで酸化処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、その記録を残し定期的な点検を指示する
等の改善をしていなかった

燃材部（燃料試験課）は、核燃料物質の貯蔵（保管）を適切に行うための作業方法（酸化処理を含む。）を明確した作業マニュアル
等を文書管理の体系に位置づけるとともに、施設を安全に維持す
やりやすくするるために必要な作業マニュアル等を適切に制定、改訂する文書レ
ビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること

8

わかりやすくする
やりやすくする

安全管理部は、放射線安全取扱手引の核燃料物質の貯蔵の条件等を含め、利用者が狙いや背景を理解できる記載となっている
やりやすくするか、保安活動に関するルールを維持管理するため、文書レビューの視点、方法を手順化し、定期的にレビューする仕組みを構築すること（組織の要因A-1-2の対策に関連）組織の要因A-1-3【組織の要因A-1-3に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A-1-4【組織の要因A-1-4に同じ】

-

-

-

-

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表（2/3）
問題事象

頂上事象
番号

直接要因
事実

番号

組織の要素を含む背後要因
分析結果

分類

組織の要因A-2-1

問題事象A-2

核燃料物質の保管に関して、プルトニウムの取扱い、貯蔵(保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった

直接要因A-2-1

直接要因A-3-1【頂上事象】
核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作
業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした問題事象A-3

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け
内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった問題事象A-4

直接要因A-4-1

大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理について常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善を進める 4.中間管理要因
必要があったが、有用な海外情報等を自ら調査し施設管理に反映していな 4-2-3 ルールの維持管理
い等、予防処置に関する要領で海外情報等から得られた知見を保安活動に 4-12 是正処置・予防処置
反映する仕組みを明確にしていなかった

効果点
対策の提言

GUIDE

大洗研究開発センター（燃材部）は、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設
やりやすくするの安全管理に関する関連情報を入手し保安活動に反映する仕組
みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努めること

対策後の残留リスクや副作用

燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス
等から核燃料物質を核燃料貯蔵庫に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、内容器等を確認する場合
は、フード以外のセル、グローブボックスその他の気密性の高い設備及び適切な放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった

燃材部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・
核セキュリティ統括部から平成29年1月26日に「サイクル研プ
ルトニウム燃料技術開発センターの原子力規制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報を含む。）が配信されたが、面談結果の周知であったため、添付資料中の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関する情報」に気が付かなかった

作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなった際にガスが発生していることを想定し作業をいったん停止し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイント（作業中断点）を定めていなかったため、異常と認識できず残りのボルトを外し蓋を開けても問題ないと考えてしまった

備 考

点数

4

プルトニウムを扱い研究開発を行う部署として、プルトニウムの取り扱いに関する国内外の安全情
入手可能な範囲の情報を設定
報を把握しておくことが必然である。そのうえで、トラブル事例、国 し、組織的な対応が継続できる仕際的標準の入手は必要最低限の 組みが必要である。
情報と考える。
ただし、有益な情報を適切に取捨選択する必要がある。

組織の要因A-2-2

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設の海外情報等
施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的に調査検討 4.中間管理要因をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていな 4-2-3 ルールの維持管理
い等、水平展開に関する要領で海外情報等から得られた知見を情報共有す 4-12 是正処置・予防処置る仕組みを明確にしていなかった

原子力機構（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発セン
ター施設安全課）は、IAEA等の安全情報の活用を含め、原子力施設に関連する国内外の安全管理に有用な情報等を入手し、重やりやすくする
要な情報が何か明示した上で互いにその情報を認識し合う等、関連拠点及び各部署と適切なコミュニケーションを図って情報共有する仕組みを充実すること

4

原子力研究開発機関として、プ
ルトニウムの取り扱いに関する国
内外の安全情報を把握し、拠点に情報提供する役割がある。機構として現場の技術力を高めるための取組みとして、トラブル事例、国際 入手可能な範囲の情報を設定
的標準の入手は必要最低限であ し、組織的な展開が継続してできり、入手した情報を分析し、有益な る仕組みが必要である。
情報を適切に取捨選択し水平展開を行う必要があると考える。ただし、組織的に実施するためには専門性を考慮した体制の充実が必要になる。

組織の要因A-3-1

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業計画書 2.組織心理要因を作成する必要があったが、内容物のリスクについて（当時のプルトニウム 2-1-3 集団レベル組織風土
技術開発室が）安定させた状態で保管しているものと思い込んでしまう等、核 （安全に対する意欲、慎重さ）
燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた

燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリスクに対して感受性を高めるできる能力をもとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行うこと（組たせる
織の要因A-1-7の対策に関連）

2

組織の要因A-1-7と同じ。

組織の要因A-3-2

燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していない貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）の確認及び核燃料物質の移動作業について、潜在的リスクが存在する作業である3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）と4.中間管理要因
して位置づけ、作業手順やホールドポイントを含む詳細な作業計画を作成す
4-2-3 ルールの維持管理ることを明確にする必要があったが、品質保証計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にしていなかった

燃材部（燃料試験課）は、潜在的リスクが存在する作業である3H
作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を作成できるようにするため、品質保証 やりやすくする
計画書に基づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にすること

4

品質マネジメントシステム（QMS）の要求事項である個別業務に係る作業計画について３H作業を主体として非定常作業に対する管理の考え方が整理できると考える。
ただし、必ずしも十分な作業計画作成を期待するものではないた
め、管理者は潜在的リスク及び作業者の力量に応じて、適切な判断が必要になる。

大洗研究開発センターは、品質マネジメントシステム又は安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である３H
作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対するホールドポイ やりやすくする
ントを含む作業計画の作成基準を明確にすること（組織の要因A-3-2の対策に関連）

4

組織の要因A-3-2と同じ。

1

フェイス・ツー・フェイスを基本として情報を共有する（互いに考え現場の問題、課題を吸い上げるる）ことにより、問題、課題を共通ことが重要であり、「報告、連絡、認識することができ、意思疎通を相談」の相談、連絡及び結果の報図ることが可能になる。ただし、管告を励行することが重要と考え理者による一方的な情報伝達にる。
ならないようフラットな職場環境が必要になる。

組織の要因A-3-3

大洗研究開発センターは、安全管理に関する下部要領等で潜在的リスクが存在する作業である3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に関する
4.中間管理要因
作業計画を作成する手順を明確にする必要があったが、３H作業の定義、作
4-2-1 ルールの整備業手順、ホールドポイントの明確化等、３H作業を計画する際の下部要領等が定められていなかった組織の要因A-3-4

燃料試験課の管理者は、情報共有された平成8年の点検記録を燃料試験課
燃料試験課の管理者は、保安活動に関する課員からの情報を意（燃料研究棟）内で共有し、貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識 4.中間管理要因
識して確認すること及び重要な情報が何か互いに認識し合うこと 自分で気づか
4-5-1 部署レベルのコミュニする必要があったが、共有された過去の点検情報を互いに確認していない
等、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイ せる等、安全に関する重要な情報についてフェイス・ツー・フェイスでコミュニケー ケーション
ス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行することションする取組みが不足していた組織の要因A-1-1【組織の要因A-1-1に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A-1-2【組織の要因A-1-2に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A-1-3【組織の要因A-1-3に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A-1-4【組織の要因A-1-4に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A -1-5

【組織の要因A-1-5に同じ】

-

-

-

-

組織の要因A -1-6

【組織の要因A-1-6に同じ】

-

-

-

-

【組織の要因A-1-７に同じ】

-

-

-

-

やりやすくする

4

組織の要因A-2-1と同じ。

やりやすくする

4

組織の要因A-2-２と同じ。

4

所幹部のリーダーシップの下に、保安活動における管理者の役割が果たせるよう適正な要員配置が必要になる。組織の要因A-1-6の対策と合わせて検討が必要である。

組織の要因A-3-5

組織の要因A-3-6

組織の要因A-4-1

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常と異なる状態を異常と認識できず作業を継続したJOFL分類

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEAやDOEで示されたプルトニウムの取扱
い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、プルトニウムを取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった組織の要因A -1-７

直接要因A-3-2

分析結果

燃材部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面 4.中間管理要因
談情報及び今後の面談における注意事項であったことから内容を確認して4-5-1 部署レベルのコミュニ 組織の要因A-2-1の対策と同じいない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニ ケーション
ケーションが不足していた情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発セン
ター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要4.中間管理要因
な情報を抽出し情報提供を受けた者が気が付くようコメントを記載する等の4-2-3 ルールの維持管理
留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認をする必要が組織の要因A-2-2の対策と同じ
4-5-1 部署レベルのコミュニあったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報
ケーションについて受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確になっていなかった
管理者は、異常な兆候を確認した場合には速やかに作業を停止する必要が 4.中間管理要因あったが、作業の管理を行う立場であったにもかからず自ら作業を行ったこと 4-7-1 役割・責任
で視野狭窄的な作業判断になってしまった等、ラインとしてのチェックや適切 4-7-2 選抜・配置
な判断を行う役割が果たせる要員配置になっていなかった組織の要因A-1-1【組織の要因A-1-1に同じ】組織の要因A-1-2【組織の要因A-1-2に同じ】組織の要因A-1-3【組織の要因A-1-3に同じ】組織の要因A-1-4【組織の要因A-1-4に同じ】組織の要因A-1-5【組織の要因A-1-5に同じ】組織の要因A -1-6

【組織の要因A-1-6に同じ】組織の要因A -1-７

【組織の要因A-1-７に同じ】組織の要因A-3-1【組織の要因A-3-1に同じ】組織の要因A-3-2【組織の要因A-3-2に同じ】

大洗研究開発センター所長及び燃材部長は、施設管理が適切にできるよう管理スパンを考慮する等、ラインとしてチェックや適切な やりやすくする
判断ができるような作業の管理体制を構築すること

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表（3/3）
問題事象

頂上事象
番号

【頂上事象】
核燃料物質を収納した貯蔵容器を点検作
業中、樹脂製の袋が破裂し、108号室を汚染し作業員が内部被ばくした問題事象B-1

直接要因
事実

作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マスクを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していなかった
ことから飛散した核燃料
物質を吸入摂取した組織の要素を含む背後要因

番号

分析結果

直接要因B-1-1

作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク
内に入り込むことを抑制するための応急的な処置を行うことが被ばく防止につながるが、大洗研究開発センターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、室内への汚染拡大をさせないため、退室するまで発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締め付けの調整の処置を行わなかった

直接要因B-1-2

燃材部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った

直接要因B-1-3

放射線管理第2課員は、汚染検査のほか、半面マスクを交換し、作業服を脱装するに当たって、汚染した作業員の退出を補助する際、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）を助言することが被ばく防止につながるが、大洗研究開発セン
ターには応急的な処置の明確な手順がなかったことから、半面マスクの交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込め）の助言を行わなかった

直接要因A-3-1【直接要因A-3-1に同じ】

分類

組織の要因B-1-1

組織の要因B-1-2

JOFL分類分析結果
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよう、簡4.中間管理要因
易的な汚染部位の拭き取り除染や固定（封じ込め）等による汚染拡大や内部
4-7-1 役割・責任
被ばく防止を指示する必要があったが、身体汚染に関する応急処置に気づかなかった等、組織としてのチェックや適切な判断を行う役割が機能していなかった
大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長）は、燃料研究棟でプルトニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定
4.中間管理要因
し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必4-2-3 ルールの維持管理要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施
4-7-4 教育・訓練
やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった

効果点
対策の提言

GUIDE

対策後の残留リスクや副作用

備 考

点数

大洗研究開発センター（所長、燃材部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊急時の対応について、役割を明確にするとともに、ラインとしてチェックや やりやすくする
適切な判断ができるような体制を構築すること（組織の要因A-41の対策に関連）

4

対応要領等が制定又は改定された後、実践的な教育訓練を繰り返し、継続して行い、緊急時対応力を高める必要がある。各施設で訓練を実施することになり、有効と考える。

大洗研究開発センターは、広範な身体除染を伴う事故を想定し、定期的な訓練の実施や必要な資機材の整備を含め、事故対策規 やりやすくする
則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にすること

4

手順等が制定された後、実践的な教育訓練を繰り返し、継続して行い、緊急時対応力を高める必要がある。 各施設で訓練を実施す
ることになり、有効と考える。

組織の要因B-1-2【組織の要因B-1-2に同じ】

-

-

-

-

組織の要因B-1-1【組織の要因B-1-1に同じ】

-

-

-

-

組織の要因B-1-2【組織の要因B-1-2に同じ】

-

-

-

-

-

-

-

-

【直接要因A-3-1の背後にある組織の要因（A-1-1～7、A-3-1～4）に同じ】

附 属

附属 その他確認された問題事象の分析
今回発生した燃料研究棟における汚染事故に関して、「燃料研究棟における根本原因分析の報告書」で分析した室内の汚染や作業員の被ばくに関連しないものの、事故後の対応においてその他確認された問題が散見された。ここでは、それらの問題に関して燃料研究棟
における汚染及び被ばくに関する分析と同様に、文書類の調査及び聞き取り調査を踏まえ、事象の把握と問題点の整理を行った。その上で、その他着目すべき事項として問題事象を抽出し、問題事象に関する要因を掘り下げ、組織の要素を含む背後要因（以下「組織の要因」という。
）の分析を行った。
本附属は、その分析結果及び対策の提言について取りまとめたものである。
1.

時系列の整理（添付資料-1 燃料研究棟における汚染に関する時系列（その他確認された事項） 参照。
）①

除染用シャワーが機能しなかったことに関する経緯
・ 放射線障害予防規程第 14 条の 7（使用施設等の基準）の(5)に汚染検査室を設けることが定められており、当該汚染検査室に除染のための洗浄設備を設けることが定められている。大洗研究センターで定めている放射線障害予防規程第14 条（巡視、点検）、第 15 条（定期自主検査）で当該設備の点検等を定めている。燃料研究棟は洗浄設備を除染用シャワーとしており、当該設備の点検について、3 か月巡視点検として年 4 回実施しており、放射線障害予防規程に基づ
く定期自主検査結果として年 2 回報告している。
・ 当時、上水の減圧弁が不調であり、水の出方が思わしくなかったが、通常の使用には問題ないことから、予備の減圧弁は準備していたものの、故障するまで交換しないこととし、不調のままの減圧弁を利用し続けた。
・ 除染用シャワーの点検は、シャワーが出ることを確認するのみで、長時間の使用に耐えられるかどうかの確認ではなかったため、減圧弁の不調による影響を確認することができなかった。

②

燃料研究棟退出後、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所で身体汚染が発見された経緯
・ 汚染した作業員の除染用シャワーを用いた身体除染は、4 名の作業員に対して行った。
作業員は B,C,E,D の順番で除染用シャワー室に入り一人で身体除染を行った。作業員 B は最初除染用シャワーを利用できたが、1~2 分後に使えなくなり、機械室（非管理区域）の工業用水口にホースを接続して燃料研究棟の除染用シャワー室まで引き伸ばしてホースを持ちながら除染を行った。作業員 Cは除染用シャワーを用いて除染することができた。作業員 E 及び D は除染用シャワーが使えず、当該ホースを用いて除染を行った。

1

・ 作業員の除染が終わるたびに除染用シャワー室にいた補助者や放射線管理課員によって身体の汚染検査が行われ、汚染が残存している場合は除染を繰り返し実施した。
・ 作業員の身体汚染がほぼなくなった段階で、放射線管理課員が身体汚染の状況
をα線用表面汚染検査計及びβγ線用表面汚染検査計で測定した。測定の結果、汚染がほとんどなくなったこと（検出下限値未満）を確認した上で、作業員は燃料研究棟を退出した。
・ 翌日の 6 月 7 日、
キレート剤等による医療処置を行うため国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所に移動し、入院前に直ちに体表面の汚染検査が実施され、4 名に体表面汚染が確認されたことから除染が行われた。
以上の事実関係から、次の問題事象を抽出した。
問題事象 C-1：燃料研究棟の管理区域から退出する際、作業員の身体汚染検査で汚染箇所が残っていた
問題事象 C-2：身体汚染事故が発生した燃料研究棟において、緊急用の除洗用シャワー設備が使用できなかった
2． 分析対象とする頂上事象の選定
1．時系列の整理の結果を基に、再発を防止したい以下の 2 項目を頂上事象とした。
【頂上事象 C-1】
作業員 5 名は、被ばく評価を行うため、燃料研究棟から退出する際、身体除染し汚染のないことを確認した上で施設を退出したが、医療処置を行う量研 放医研で作業 4 名に体表面汚染が確認され、再除染した【頂上事象 C-2】
機械室（非管理区域）からホースにより工業用水を除染用シャワー室まで引き、作業員の身体除染を行った
この頂上事象を踏まえ、時系列に沿って抽出した汚染事故に至るまでの問題事象 C-1 及び被ばくに関する問題事象 C-2 の 2 件について要因分析を行った。
2.

分析の結果
上記「1.時系列の整理」及び「2. 分析対象とする頂上事象の選定」を踏まえ、要因を掘り下げ、頂上事象「作業員 5 名は、被ばく評価を行うため、燃料研究棟から退出する際、身体除染し汚染のないことを確認した上で施設を退出したが、医療処置を行う量研 放医研で作業 4 名に体表面汚染が確認され、再除染した」こと、「機械室（非管理区域）からホ2

ースにより工業用水を除染用シャワー室まで引き、作業員の身体除染を行った」ことに関する組織の要素を含む背後要因（以下「組織の要因」という。）の分析を実施した（添付資料-2 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（その他確認された事項）

参照）。

2.1 直接的な要因分析(1) 問題事象 C-1 に関する要因分析
燃料研究棟の管理区域から退出する際、作業員の身体汚染検査で汚染箇所が残っていた（問題事象 C-1）
直接要因 C-1-1：
放射線管理第 2 課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった
この直接要因の背後に「放射線管理第 2 課員は、体表面についた水分の影響も含め汚染箇所を見逃さないようサーベイをする必要があったが、汚染が広範囲であったことか
ら体表面をすべて測定した際、検出漏れがあることを認識できなかった」ことが関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「安全管理部（放射線管理第 2 課）は身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった」（組織の要因 C-1-1）
ことが挙げられる。
(2) 問題事象 C-2 に関する要因分析
燃料研究棟の除洗用シャワー設備が作業員 3 名に対して使用できない状況となり、機械室（非管理区域）からホースにより工業用水を除染用シャワー室まで引き、除染を行った（問題事象 C-2）
直接要因 C-2-1：
燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった①

この直接要因の背後には「燃料試験課担当者は、除染用シャワーの点検について
長時間放出して点検する等、設備の健全性を確認する必要があったが、定期自主検査（3 ヶ月巡視点検）では「手洗、シャワー設備は、使用できる状態か」の確認であったことから水が出ることの確認のみで長時間放出する確認までは実施していな
かった」こと、及び「燃料試験課は、上水の出方が悪くなっていることに気が付いて事前に予備の減圧弁を準備していたのにもかかわらず、日常的な使用には支障が3

なく、完全に故障してから補修（交換）すればよいと考えていた」が関係者からの聞き取り等により確認されている。
この組織の要因として、「燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった」（組織の要因 C-2-1）ことが挙げられる。
2.2 組織の要因の検討
国のガイドラインの「根本原因分析における組織要因の視点」、「JNES の組織要因表（JOFL）」を参考に組織の要因を分類、整理した。
① 組織の要因 C-1-1：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった（4.中間管理要因4-2-3 ルールの維持管理）② 組織の要因 C-2-1：燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理、
4-8-1 設備・機器）
2.4 分析結果に対する必要な対策
要因分析を踏まえ、組織の要因を防止するために必要な対策を次のとおり提言する。
（添付資料-3 根本原因分析結果の整理表（その他確認された事項） 参照）。
組織の要因 C-1-1：
安全管理部（放射線管理第 2 課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理）【対策の提言 C-1-1】
・ 安全管理部は、α線放出核種で身体汚染をした場合の身体汚染の測定を適切に行うために、除染後の汚染検査に関する手順並びに役割を明確にすること
なお、この対策の提言は、「燃料研究棟における根本原因分析の報告書」で分析した組織の要因 B-1-2 の対策の提言に関連する。

4

組織の要因 C-2-1：
燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった（4.中間管理要因 4-2-3 ルールの維持管理、4-8-1 設備・機器）【対策の提言 C-2-1】
・ 燃料試験課は、燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確し、設備管理を徹底すること
なお、この対策の提言は、「燃料研究棟における根本原因分析の報告書」で分析した組織の要因 B-1-2 の対策の提言に関連する。

以（別 添）
添付資料-1 燃料研究棟における汚染に関する時系列（その他確認された事項）
添付資料-2 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（その他確認された事項）
添付資料-3 根本原因分析結果の整理表（その他確認された事項）

5

上

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(1/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

平成29年3月21日

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

備考【年間請負(研究)】

シャワー点検（予防規程第15条に基づく定期自主検査）【凡例】【要因3－3】
燃料試験課は、緊急時対応設備が故
燃料試験課は、緊急用設備が故障した
障した場合あるいは故障の予兆が確認
場合あるいは故障の予兆が確認されたされた場合の保守点検方法を明確にす
場合の保守点検方法を明確にすべきでる必要があったが、使用状況を勘案しあったが、使用状況を勘案してその都てその都度補修（交換）を検討している
度補修（交換）を検討している等、重要等、重要度に応じた設備の保守点検に度に応じた設備の保守点検に関する関するルールを明確にしていなかった
ルールが明確になっていない【要因3－1】
燃料試験課担当者は、除染用シャワーの点検について長時間放出して点検する等、設備の健全性を確認すべきでる等、設備の健全性を確認する必要があったが、定期自主検査（3ヶ月巡視点検）では「手洗、シャワー設備は、使用できる状態か」の確認であったことから水が出ることの確認のみで長時間放出する確認までは実施していなかった

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：
・(職員から替えろとの指示はなかった。)。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：・私の場合であれば、日常的であれ
ば(水の出は悪いが)許容可能な範囲であったし、今回の様な使用を想定していなかった。
・その程度(交換可能な状況であったが交換をしていないのは純粋に使える程度)だ。
・お金がないことはあるが、減圧弁の交換にどの位掛かるかといえば大したことではない。出なくなったら自前で交換するつもりだった。それが甘かったといえば甘かったと思う。

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：・シャワーの点検は私達(燃料試験課
年間請負)はやらないが、3ヵ月毎に行うはずだ。やったとしても水を出し続けるわけではない。(シャワーの水が)出ることを確認していた。

【要因3－2】
燃料試験課は、上水の出方が悪くなっていることに気が付いて事前に予備の減圧弁を準備していたのにもかかわらず、日常的な使用には支障がなく、完全に故障してから補修（交換）すればよ
いと考えていた

燃料試験課 TL-Aインタビュー結
果：・(シャワーの点検上は“良判定”となっていて水が出ることを確認している。)
・(シャワーの点検方法を記した)要領はある。シャワーの蛇口を開けて床に置いたバケツに受けている。但し、蛇口を開ける時間を定めてはいない。
・(トイレの手洗いで、)たまに(水道の出が)弱くなるし、出難くなったとしても、また出るから良いだろうという感じだ。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結
果：・(予備品の減圧弁を購入済みである
ことを)知っている。
・完全に(水が)出なくなったら交換しようと思っていた。日常的には許容の範囲であったとの認識でした。

シャワー点検（予防規程第15条に基づく定期自主検査）

作業

作業

作業

作業

頂上事象

→

問題事象

→

直接要因

→

背後要因

→

組織要因を含む背→補足→

インタビュー→

燃料試験課 年間請負Aインタビュー
結果：・替えの減圧弁を何年か前に買って置いていた。

平成28年度 定期自主検査結果報告書（第2回）（抜粋）
放射性同位元素使用室等（非密封）の定期自主検査シー
ト
検査項目：
３．汚染検査室 ②洗浄設備
点検内容：
手洗、シャワー設備は、使用できる状態か。【３ヶ月巡
視点検】
結果：良
点検室：３１，３２号室点検者及び点検日時：H29.3.21 TL-A、作業者D、年間請

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(2/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 11：15

事象

トピックス

副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】

108号室事故発生

108号室事故発生

6月6日 11:20【所長A】(～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）

安全管理部
危機管理課

101号室で作業を行っていた溶融塩
電気炉の運転中断を指示

燃料研究棟における汚染について(抜粋)29 原機（大福材）007
平成29年6月19日
別紙【事象の状況】
平成29年6月6日11時15分頃、燃料研究棟分析室（以下「108号室」という。）フード（H-1）において、核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮
ウラン貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。）の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入したビニルバック（以下「樹脂製の袋」という。）が破裂した。108号室内において作業員がα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査を行った結果、作業員5名全員に汚染があることを確認した。
ページングにて溶融塩電気炉の運転を中断するよう連絡

101号室の作業者に作業を中止するよう連絡

放管2課へ発生事
象を電話連絡

溶融塩電気炉運転中止作業①
連絡を受ける

6月6日 11:23

施設管理統括者へ異常発生を連絡

施設管理統括者へ発生事象を電話連絡

連絡を受ける

6月6日 11:25

Puダストモニタの指示値（正常値）を施
設管理統括者へ報告【放管2課TL、ﾁｰ
ﾑ員A】
Puダストモニタ
指示値の確認施設管理統括者
へPuダストモニ
タ指示値の電話

連絡を受ける

6月6日 11:35

6月6日 11:37

汚染検査のため放射線管理2課員が管理区域に入域【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
管理区域に入室

燃料試験課 作業員
Eインタビュー結果：・線量がたいしたことなく逃げる必要がないので。部屋の隅の方へは退避していない。
・残念ながら北地区
はマスクマンテストはしない。
・でも半面マスクはフィルタの捕集効率を見ても低いし、半面マスクの使い方が悪いと言われるのは残念だ。しかも大声で話しながら居た。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・基本は汚染したら動かないのは基本だが、外と連絡、ページングや電話が必要で行っていた。連絡は作業者D、作業者Aの２名が行っていた。作業者C、作業者Bの２名はほとんど動かないでいた。そのころに何をしていたかという正確な時系列はとれていない。ダストモニタの吸引口の前を歩いた可能性はあるが、何が原因で上がったといえるほどの記録？は無い。連絡とカメラの方向の調整は実施した。カメラの調整は、グリーンハウスの設営が終わって中の作業者を外に出す準備ができた後なので１４:３０頃かと思われる。退出の際、その後のGB等の監視のことを考えており、２台の監視カメラのうち１台をフードの方を見えるように調整した。調整は作業者Dが行った。このことが原因でダストモニタの値が上がったのかはよくわからない。破裂直後からモニタの指示値が上がっていないことは外と連絡を取って確認していたので拡散性の高い粒径の小さい粉末が空気汚染しているのではないと想像していた。部屋の中が汚染してしまったのはすぐにわかっ
たが、一番気にしていたのは環境に放出してしまう事だった。
・自分はカバーオール着ていたし、頭は帽子をかぶっていたので露出部以外の汚染は無かった。

燃料試験課 作業員Eイ
ンタビュー結果：
・(基本的には汚染した
場合には動かない｡)(更に外部との連絡以外でも静止していた。
これは汚染拡大防止等の意味でその様に対応したためでだ。）除染のできる環境が整ってから行うことがセオリーだと思っている。
108号室の中の汚染分布が不明であったし、α線サーベイメータの指示値も空間で500cpm位はあった。作業員Dに確認すればわかる。

燃料試験課 作業員
Eインタビュー結果：・吸ったなという感覚があった。マスク
マンテストをしたことある人なら知っていると思うが、顔をしかめたり、会話をしたりすると、防護係数はあんなもんなので、この汚染の状況を考えたらたぶん吸っていただろうという理解。案の定、
鼻スミヤも出ていた。

廊下の汚染がない
ことを確認し、施設管理統括者へ報告
作業員5名がサーベイメータを用いて汚染検査した結果、全員が汚染していることを確認

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：・(破裂後の室内での待機では、汚染の拭き取り除去は行っていない。)

燃料試験課 作業員D
インタビュー結果：
・(退出の手順については)あの状況の中では記憶が定かではない
・最初は、放管の放管
2課応援者Aが全身のサーベイを実施した。
そこで汚染の状況は分かったが、そこでは除染はできないので、一回脱装してからすぐにマスクの付け替え等を行った。非密封の汚染
環境下ではこれ以上の対応はないと感じた。

α線用表面汚染検査計を用いて作業者5名に汚染があることを確認【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
管理区域廊下の汚染がないことを確認

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査【放管2課ﾁｰﾑ員
A】
施設管理統括者
へ廊下の汚染状
況の連絡

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査

α線用表面汚染検査計を用いて汚染
検査

施設管理統括者へ
汚染状況を電話連絡

連絡を受けるα線用表面汚染検査計を用いて汚染検査

α線用表面汚染検査計を用いて汚染検査【年間請負(研究)】備考

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(3/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 11:48頃

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

現場指揮所を設置

現場指揮所を設
置

事象発生を連絡責
任者に報告

危機管理課へ身体汚染の連絡

6月6日 11：54

実験室入口にグ
リーンハウス設置を指示【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】
108号室の入口にグリーンハウス設

108号室の入口にグリーンハウ
ス設置指示

グリーンハウス
資材の準備を開始
6月6日 12：00

現地対策本部の設置

6月6日 12：06

現場指揮所と現地対策本部の情報共有

危機管理課長より身体汚染の連絡を受け、現地対策本部の立ち上げ

TV会議で情報共有

6月6日 12：23

グリーンハウス設
置場所の汚染検査を依頼

108号室の入口のグリーンハウス
設置場所の汚染

6月6日 12：40

6月6日 12：43

理事に事象内容を報告

大洗研究開発センタ―(大洗研)担当理事へ事象内容を報告

グリーンハウス資材の準備完了グリーンハウス
資材の準備完了

資材の準備完了を報告

6月6日 12：52

汚染確認のため、放管2課員1名入域

依頼を受け、管理区域に入域

108号室非常口等の隙間の汚染検査、目張り実施

6月6日 13：02

グリーンハウス設
置を指示

108号室の入口にグリーンハウ
ス設置を指示【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】備考

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(4/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 13：05

事象

トピックス

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

課員
兼務者
年間請負（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

汚染検査、目張り実施した旨、施設管理統括者へ報告

AGS応援者Aインタビュー結果：・(グリーンハウス組み立てに)だいぶ時間がかかったと言われているようだが最善を尽くした。規制庁からも設置の力量に問題はなかったと言われている。AGFから燃研棟まで、資材を軽自動車で運んだ。12:45に燃研棟の管理区域(一般区域)に持ち込んだ。それから資材を中に入れて、組み上げるまでの時
間は1時間くらい。5人ほどで作業して、13:15～14:30ぐらいまで要した。
・(結局、12時から1時間15分ほどで持ち込んで、1時間15分ほどで組み立てた。)

汚染検査、目張り実施した旨、
施設管理統括者へ報告

6月6日 13：11

次長

汚染検査、目張り実施した旨、施設管理統括者へ報告

汚染検査、目張り実施した旨、報告を受ける

汚染検査、目張り実施した旨、本部長へ報告6月6日 13：15

108号室入口にグ
リーンハウス設置するために管理区
域入域

燃料試験課 作業員Aインタビュー結果：
・(108室外のシールを指示したのは、)室外の人も状況から判断できることだから、(自分たちで)判断してシールしたかも知れない。
・当初、グリーンハウス無しに私らを室外へ出すつもりで対応者が来たようだが、このまま扉を開口すると燃料研究棟内が汚染するため、グリーンハウスを建ててからするよ
う追い返した。

グリーンハウスの設置作業

AGS応援者Aインタビュー結果：・細かい指示はなかった。AGFから資材を集めてくれと指揮所にいた(燃材)部長からの指示があったと記憶している。

燃料試験課 作業員Aインタビュー結果：
・そのようなこと(外から直ぐに出そうとしたが、室内からはグリーンハウスを設置してからの方が良いと判断すること)を話したが外も指揮所の判断で行ったかも知れない。

6月6日 13：55

放射管２課 マネージャーインタビュー結果：・GHを作ることも現場指揮所で言った。外へ出たら建屋全体が汚染する恐れがあるため、それを防ぐためにもグリー
ンハウス設置は必要だと言った。
・(最終的には燃材部長が作ろうと判断した。)

108号室入口にグ
リーンハウス設置するために管理区
域入域

管理区域入域（3名）管理区域
入域

グリーンハウス設
置作業開始

グリーンハウス設置作業開始グリーンハウス
設置作業終了グリーンハウス
設置作業終了管理区域入域

グリーンハウス設
置作業合流

6月6日 13：55

6月6日 14：00

Puダストモニタ上昇
を施設管理統括者に報告

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、
施設管理統括者へ報告

Puダストモニタ上昇を本部長に報告

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、本部長へ報告AGS応援者Aインタビュー結果：・グリーンハウスを使い回しするのは、事前に決まっていたわけではなくてルールはなくその場で判断した。

Puダストモニタ
No.2指示値が上昇した旨、報告を受ける
6月6日 14：20

空気モニタリングを指示

6月6日 14：20

モニタリングポスト
指示値を本部長へ報告

6月6日 14：29

グリーンハウス設
置完了を報告AGS応援者Aインタビュー結果：・グリーンハウスを作らないと(108室から)出られないと作業員間でも話をしていたが、燃料研究棟には資材がな
くAGFから持って来るしかない。ヘルプの人も3名(研究者
A、研究者B、研究者C)くらいしか居ないので無理であった。AGSのメンバーに頼むしかなかったので、室外メン
バーと我々室内メンバーの考えは一致していたと思う。
時間的な感覚も違和感はなかった。
・グリーンハウス組み立ての状況はこれまでの経験から考えても早かったと思う。

空気モニタリン
グを指示

環境線量課よりモニタリングポ
スト指示値の報
告を受ける

AGS応援者Aインタビュー結果：
・(これは感覚的には)遅くはないと思っている。結構慌てて作った。
・(グリーンハウス組立時の注意点としは)汚染拡大防止のため、養生の仕方に気を配った。しかし、現場に合うパイプがなく、特に高さ方向で上にダクトが走っていて、それが低い位置にあったので、寸法的な制約があった。
・(これを解決するために)普通のクランプが使えなかったので、ロープを使って、臨機応変に対応した。
・(グリーンハウス組立後)直ぐに108号室内作業者を出す
準備に入ったと思う。そのとき私は基本グリーンハウスのところにいた。

グリーンハウス
設置作業終了施設管理統括者へ報告

グリーンハウス
設置終了の報告を受ける【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】備考

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(5/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 14：30

トピックス

事象

作業員の汚染検査
を指示

【所長A】
(
～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）副所長

その他関係者
核燃料取扱主務者

安全管理部

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

危機管理課

環境線量課

課長

課長

放射線管理マニュアル(北地区)2017年5月(抜粋)第Ⅲ－６－10表 身体汚染発生時の措置
異常の状況
身体汚染の発生措置(1)身体表面又は衣服の汚染が検出されたときは、直ちに除染させ、それを援助する。
(2)手足以外の身体部位についても、表面汚染検査用サーベイメータを」用いて汚染検査を行う。
(3)身体表面の一部から汚染が検出されたときでも、汚染核種の性状を調査し、衣服、顔面及び鼻孔等の汚染検査を行い、体内汚染の可能性を推定する。

6月6日 14：44～

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

燃料試験課

課長（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

燃料試験課 作業員Aインタビュー
結果：
・私はカバーオールを脱いで最後にマスクを取って交換したと記憶している。
・先ず、カバーオールを脱いで、汚染検査後にマスクを外し新しいマス
クを着け白衣を着てグリーンハウス
から出た。その後はシャワーは浴びずに棟外へ出た。

作業員Aの汚染検
査実施

安全技術検討会

放管2課応援者Aインタビュー結果：・ハウスのなかで作業員の身体検査を行っていた。
・マスクを外した状況は袋で被せて取るかたち。そして、すぐに新しい物を着ける。
・脱装手順は作業員が出てきたらまず、汚染検査、
次に、PDとかの小物類を着けていたのでまず取外し袋に入れて、その後にマスクと帽子を交換する。
・マスクと帽子を交換するときには、外の方が既にマスクを準備されており、交換して下さいと指示を受けた。マスクは汚染検査が終わった後に二つ目のグリーンハウスの方で準備されていた。誰の指示だったかは覚えていない。誰かにマスクを交換して下さいと言われ行ったという感じである。

部長（施設管理統括者）

次長

課長（施設管理者）

マネージャー

チームリーダー（技術副主幹）チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

作業者脱装、汚染検査、除染【次長】
エアロック室周辺でサポート【作業員D】
脱装が始まるまで
待機【作業員E】
脱装が始まるま
で待機【作業員B】
脱装が始まるまで
待機【作業員C】
脱装が始まるまで待機

放管2課 課長インタビュー結果：・除染の指揮はしていない。管理区域の入口で状況の確認をしていた。身体除染は放管の役割ではない。除染は施設側で行い、放管は測定を行う。
・当時はαなので音がすれば汚染と判断していた。測定値の結果は検出限界値以下と記録している。βだとBGと変
わらないことを持って判断した。測定は念入りに行っていた。シャワー室での除染後は濡れている身体をタオルで拭取り乾燥させて測定するように注意していた。

放管2課TLインタビュー結果：
・測定はゆっくりでかなり綿密にやっていた。、αなので（音が鳴るかどうか）
その判断でしかなかった。そこが放管としての今後の課題であったと思う。今回
何が一番難しかったかというとα単独であった。α単独で見つけることができる
かと言えば、相当集中して測定を行う必要となる。とにかくゆっくりと測定していた。

福島燃料材料試験部 次長インタ
ビュー結果：
・(誰が指示していたのかがわからない。) 中に入っていたのは放管ではあり、除染とかサーベイとかは放管の判断でやっていたと思う。

燃料試験課 作業員Aインタ
ビュー結果：
・体表面に汚染がない状況になったのでシャワー、除染はしなかった。
・部屋から出てきて、一つ目のGHに来たときに、マスクを交換している。

放管2課 マネージャーインタビュー結果：・GHを作ることも現場指揮所で言った。外へ出たら建屋全体が汚染する恐れがあるた
め、それを防ぐためにもグリーンハウス設
置は必要だと言った。
・最終的には(燃材)部長が作ろうと判断した。
・基本的に汚染の低い方から出さないとその後の退室時のグリーンハウス内の汚染につながるため、汚染の低い者から出す様に指示をした。

【年間請負B】
グリーンハウス周辺で補助作業員Bの汚染検査実施

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Bの汚染検査実施：
最大3,000 cpm（9.7 Bq/cm2）（α線、特殊作業衣）。
防護具脱装後の汚染検査結果：身体汚染あり；耳500 cpm（1.7
Bq/cm2）（α線）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：異常なし。

作業員A管理区域
から退域【AGS応援者A～C、年間請負A】
グリーンハウス周辺
で補助作業員Cの汚染検査実施

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Cの汚染検査を実施：
最大1,000 cpm（3.3 Bq/cm2）（α線、特殊作業帽子）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：13 Bq（α線）。

6月6日 16：27

6月6日 16：34～

作業員Dの汚染検査実施

作業員Eの汚染検査実施

108号室を立入制
限区域に設定作業員C の除染開
始

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Dの汚染検査を実施：
最大1,800 cpm（5.8 Bq/cm2）（α線、特殊作業衣）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：3 Bq（α線）。

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Eの汚染検査を実施：
最大100,000 cpm（322 Bq/cm2）以上（α線、特殊作業衣）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：24 Bq（α線）。

108号室を立入制限
区域に設定【作業員E】
汚染検査【作業員C】
汚染検査

燃料試験課 年間請負Aインタビュー結果：・(シャワーの水が出難いこと、原因が減圧弁の不良であることを)知っていた。(いつ頃から知っていたかというと)4年前か、2年前か・・・定かではない。
・普通に蛇口を捻ると水が出る。が、使い続けると弱まって行き、更に使い続けると止まる。ただ30分程度待機すると、また出始めるような状態だ。
・(燃研棟の皆)知っていると思う。
・不便と言えば不便だった。
・(しばらく出すと止まり30分経つとまた出ることは)判ってやっていた。

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施[16:34-17:29]（シャワー使用）【作業員B】
除染【研究者A、年間請負(研究)】グリーンハウス周辺で補助【研究者C、研究者D】
シャワー室で除染補助、汚染検査の補助【研究者B】
グリーンハウス内で脱装補助

燃料試験課 TL-Bインタビュー結果：・(身体除染で使用したシャワーの)水が出難いことは4月の配属以後でも経験していた。
・トイレや手洗いの(水の)出が悪いことは何回かあったが、常に出ないという認識ではなかった。
・(トイレや手洗いと同様に当然シャ
ワーも)浄水です。従って、対応している者は認識していたので、ろ過水をホースで引っ張ってシャワーの代替えとして、誰かが機転を利かしたと思う。
私が出るころには既に青いホースがあった。

燃料試験課 TL-Aインタビュー結果：
・(以前(約4年前)から燃料研究棟の除染用シャワーの不具合について、)浄水を溜めてトイレ、給湯等で使用しているが、水の出が細くなったり、しば
らくすると出はじめたりしていた。使用していると水の出が細くなり使用を控えると(2～3分経つと)再び使用可能
な水量になる。この繰り返しである。
・(長時間流しっ放しとした場合、)どこかのタイミングで水が止まるだろう。
減圧弁が作動不良のため一旦止まり、弁が開いてくると出てくることがあった。
・(当時の現場で対応していた作業員の認識としては、最初水は出るが徐々に細くなり遂には止まることは知っていた。)または、誰かが既に使用していた場合、初めから出が細い場合がある。
・(水が止まってしばらくすると、また出ることの繰り返しであることを)私も知っていたし、燃料研究棟に居る人の中で知らない人は居ないと思う。

【その他確認した事項（２）】【要因3－6】
機械室（非管理区域）からホースにより工業用水を除染用
シャワー室まで引き、作業員の身体除染を行った【要因3－5】【要因3－15】
身体汚染事故が発生した燃料研究棟において、緊急用の除洗用シャワー設備が使用できなかった【作業員C】
除染

燃料試験課 作業員Eイン
タビュー結果：・僕が最後だったので脱装の手順を誰がどう仕切って、どう指示したか
全くわからない。
・マスクを変えて、服を切って脱がして、シャワー室に向かい4、5回はやった。自分の場合、顔のオープンスペースや髪の毛だけ汚染していた。
・最後に退出する際のサーベイでは現場の判断として5cpm以下であることを確認して退出した。
・：当然濡れていたら測定値が下がるので、体を拭いたが完全な乾燥状態にはならなかった。
・測り方はαサーベイ
メータを密着させて測定した測定は。適切であったと思う。さっと測った
わけではなく、ゆっくりと測定した。
測定を念入りに行っていたと思う。

【作業員B】
汚染検査

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施[15:25-16:34]（シャワー開始
後1～2 分経過して流量が減少したため、 ホースを敷設して燃料研究棟機械室から工業用水を引水し、水を用いた除染を再開）【作業員D】
汚染検査

燃料試験課 作業員Dインタ
ビュー結果：
・着ていた作業着をはさみで切った後に、マスクを取り外した。
・帽子が汚染していたので頭にも少しあった。
・帽子やマスク脱着作業にあたり誰かの指示と言うよ
りも作業の流れ的に、一人入っていたのが放管の方で、その人がサーベイをし、マスクも脱そうした。それから新しいマスクを着けた。
・何カウントか覚えていな
いが、恐らくマスクも汚れていたと思う。そのとき拭ってない。顔の表面は触っていない。
・シャワーを浴びたのは私が最後だ。部屋から出た順
番は、私は4番目で、作業者Eが最後に出た。

【作業員A】
汚染検査【作業員A】
管理区域から退出

作業員Bの除染

6月6日 16：07～【作業員A】
脱装が始まるま
で待機

福島燃料材料試験部 部長インタビュー結果：・シャワー室で除染が始まったとの情報が入ったが、直ぐに水が出なくなり通常通りに除染を継続することができなくなった。その時に提案としてホースを機械室から繋いで対応可能とのことだったので了解指示をした。シャワー室での除染が正式な方法ではないが進めることができた。

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
作業員Aの汚染検査実施：
最大100 cpm（0.33 Bq/cm2）（α線、特殊作業帽子）。
半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、身体汚染なし。
鼻腔内汚染検査結果：異常なし

6月6日 15：47～

備考【年間請負(研究)】【放管2課応援者A及【放管2課TL】
び応援者C】
エアロック室シャシャワー室前で作業
ワー室周辺で作業の者の汚染検査開始
管理開始

放管2課ﾁｰﾑ員Aインタビュー結果：・シャワー室でシャワーを浴びた後のサーベイは、私は作業員Eと作業員Dの2名の時である。
・シャワー室に入った後のサーベイ状況は、頭から測定を開始した。スピードはβ測定よりはゆっくりである。
・作業員Eは汚染状況がひどいため、何十回とシャワーを浴びてもらった。
・髪に関しては何十回と洗ってもらった。(初め)肌には汚染はなかったが、洗っている内に身体についてしまったので、それも洗い流してもらった。
・元々付いてなかった身体にシャワーを浴びている内に汚れてしまったということ。
・作業員Dは作業者Eほどではなかったが5回程度洗い流してもらった。
・最後はサーベイメータ―の音を聞きながら測定した測定器はデジタルですが音も鳴るので、音が鳴ればセンサーの移動を止めていた。
・測定器はゆっくりと動かす。実際はセンサーを1分程度止め置
いておくと確実ですが、そうも行かないですから。
・距離はベタ付けにしたため、サーベイメータを汚染してしまった。
・(汚染したメータは取替えした。
)・シャワーを浴びた後はバスタオルやキムタオルで拭取っており、その後2～3分程度乾燥させてから測定した。
・濡れた状態で測定はしていない。その時の記録は残している。
・口の周りに(汚染が)あった覚えはない。口の周りもゆっくりと測定していた。

6月6日 15：25～【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】①

グリーンハウスでの汚染検査
シャワー室での除染
シャワー室での汚染検査

放管2課 マネージャーインタビュー結果：・脱装の手順ややり方はまでは、放管2課の役割だとはいいきれない。サーベイが放管。手順を考えるのは、施設側。脱装前に測るとか、脱装後にも測るとか、グリーンハウスから出るときに測るとか、そういうのは放管が考える。手順が書かれていれば、計画の段階で手順を見て、妥当かどうか評価する。
・手順に書いてあれば見る。
・20年、30年前、私が現場で作業していたときの話だが、通常の作業でも、例えば汚染している部品を点検する作業で、衣服が汚染することはあった。内側から丸めながら脱ぐんだよとか、現場でアドバイスしていた・今回はマスクが相当汚染していることがわかっているので、そのマスクを長く着けさせるのというのはないと思う。私はないと思う。早い時点でマスクを交換してあげないと思う。
・現場指揮所にいて、脱装の指示や、手順の指示はしていない。しかし情報は入ってきたので、逐次聞いていた。とりあえず汚染があると、どこで除染したらいいかと、情報が入った。シャワー室で除染したらいいと私が言ったくらいだ。現場指揮所は、シャワー室で除染するしかないという話はあった。
・一つ目のグリーンハウスでマスクを外すことは、現場指揮所で承知していたかと言えばそういうのではなく、自然とその流れになったようだ。
・マスク交換。衣服交換。マスク交換前に、顔を拭うといった細かい手順、指示はなかった。
私からアドバイスしたのは、出る順番くらい。
・指揮所の方からも、アドバイスや助言はなかったと思う。汚染が落ちた落ちないとか、落ちなければ髪の毛を切れとかそういった話は出た。

6月6日 15：22～【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】

作業者の身体汚染検査（退出）を指示【放管2課ﾁｰﾑ員A】 【放管2課応援者A】
グリーンハウスにて グリーンハウスにて汚染検査開始汚染検査開始6月6日 14：59～

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【要因3－4】
燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった【要因3－1】
再掲【要因3－2】
再掲

添付資料－1 燃料研究棟における汚染に関する時系列(その他確認された事象)(6/6)

大洗研究開発センター

所長
時 期

6月6日 16：51

6月6日 17：29～

6月6日 17：43

事象

トピックス

グリーンハウス内
作業員退出

作業員Eのサーベ
イ終了、管理区域
から退域
作業員Dの除染開始

6月6日 18：52

6月6日 18：55

使用施設等安全審査 拡大品質保証推進委
次長
委員会
員会
（～H29.3:施設安全課
不適合管理分科会
長）

課長

課長

燃料試験課

課長
（安全管理部次長）

マネージャー

燃料研究棟担当

他施設担当(応援者)【放管2課 課長】

【放管2課ﾏﾈｰｼﾞｬｰ】【放管2課TL】【放管2課ﾁｰﾑ員A】【放管2課ﾁｰﾑ員B】【放管2課応援者A】【放管2課応援者B】【放管2課応援者C】【放管2課応援者D】

安全技術検討会

部長（施設管理統括者）

次長

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・完全な乾燥状態にはならなかった。シャワーで流してから、キムタオル、綿のタオルを使ったが、大量に使用してしまった。僕の場合は、主にキムタオルでふき取りを行い、除染が進んだ。中性洗剤で洗っただけでは難しく、結局擦り取った。肌の状態はやはり完全な乾燥ではなく、キムタオルで拭いた。
・(頭を測定され、ある程度汚れがあって、髪の毛を切ったと聞いた。頭は渇きにくいと思うが、キムタオルで一生懸命ふき取ってできるだけ水分をとり、測定した。)
・(髪を切ったら、明らかに測定値が下がった。)何回かカットして、サーベイして、これ繰り返した。
カットして、洗って、拭いて、サーベイして、カットして、洗って…。
・(髪は)汚染した場所を刈り上げた。
・(髪の毛を切ったら、汚染は減った)

作業員5名の除染完了

燃料試験課 作業員Cインタビュー結果：・一生懸命乾かしたが、髪は湿っていた。滴るほどではない。乾いたタオルで大分拭いている。

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・(濡れた状態で測定は)していない。

作業員5名全員管理区域から退域

作業員5名が核サ研へ移動

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・(最初に作業員Eがシャワー室から出た時)汚染状況がひど
いため、何十回と浴びてもらった。
・髪に関しては何十回と洗ってもらいました。(初め)肌には
汚染はなかったが、洗っている内に身体についてしまったので、それも洗い流してもらった。
・中性洗剤のミューズを使っていた。(耳の後ろ当たりの髪の部分が)落ちないので、髪を切りました。
・(作業員Dは)作業員Eほどではなかったが5回程度洗い流してもらった。
・(最後はサーベイメータ―の音を聞きながら図った。)測定
器はデジタルですが音も鳴るので、音が鳴ればセンサーの移動を止めていた。
・ゆっくりとだ。実際はセンサーを1分程度止め置いておくと確実ですが、そうも行かないですから。
・GH内にて108号室からの退室者の身体サーベイ(α線のみ)を行った。順番はA→B→C→D→E。また、除染後の2名(E→D)の汚染検査を行った。除染後。シャワー室でまず対応したのが、作業員E、あと作業員Dの二名。

肺モニタによる測核サ研から大洗研へ移動～
6月7日 1:42

6月7日 10：00～
6月7日 11：55

6月7日 12：00頃～

6月7日 13:00

チームリーダー

課員

派遣

派遣

年間請負

年間請負

【課長K】

【作業員E】【TL-A】（～H29.3）【TL-B】(H29.4～）【作業員D】【作業員C】(H29.4～)【派遣B】(～H29.3)（H29.4～:年間請負）【作業員B】【作業員A】

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について(第3報)(抜粋)
表4.2.3 事故発生場所に係る時系列
シャワー室で除染実施1)[17:29-18:22]（ホース使用）
1) 作業員E の汚染レベルが高かったことから、作業員DとEの順番を入れ替えて実施した。

放管2課 課長インタビュー結果：・毎回(放管2課)TLから汚染の状況(報告)があり、検出限界値以下となったとの連絡があった。また、鼻スミヤも数回洗浄と測定を行い検出限界値以下になったことを確認し出てもらった。一番苦労したのが髪の毛であった。なかなか落ちないので最終的には髪の毛を切った。
・(事故発生)当時はα(線)なので音がすれば汚染と判断していた。測定値の結果は検出限界値以下と記録している。β(線)だとBGと変わらないことを持って判断した。

量研 放医研に作業員5名到着【作業員E】
管理区域から退出

放管2課TLインタビュー結果：
・（α線なので音が鳴るかどうか）その判断でしかなかった。とにかくゆっくりと測定していた。

【AGS応援者A】【AGS応援者B】【AGS応援者C】【年間請負A】【GL】【研究者A】【研究者B】【研究者C】【研究者D】【年間請負(研究)】【作業員B】
管理区域から退出【作業員D】
除染【作業員D】
除染終了

放管2課チーム員Aインタビュー結果：
・退出しても大丈夫である、汚染が検出限界価以下であると判断するた
めに、基本は1分間あたり4count未満なのできわどい部分については長めに測った。
・検出限界値1分間に4count未満がなので、怪しい部分については1分間当てて測った。

【作業員D】
管理区域から退出【要因3－8】
放射線管理第2課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった【要因3－9】放射線管理第2課員は、体表面についた水分の影響も含め汚染箇所を見逃さないようサーベイをする必要があったが、汚染が広範囲であったことから体表面をすべて測定した際、検出漏れがあることを認識できな
かった【要因3－10】
放射線管理第2課員は、除染後の汚染検査において、検出器の位置（身体表面との距離）、動かし方（移動の速度及び範囲）及び水分の影響に十分注意し検出漏れがないよう測定すする必要があったが、やや速い
移動速度で測定したため汚染箇所を見逃した【要因3-11】
放射線管理第2課員は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、汚染が発生した際の測定方法等、留意すべき事項を知らなかった

作業員者5名が核サ研へ出発
燃料試験課 作業員Bインタビュー結果：
・(顔に)べたっと着いてはいないが、触れるか触れないかくらいだった。

【作業員E】
移動【作業員D】
移動【作業員C】
移動【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員A】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
移動【作業員A】
移動【作業員B】
検査【作業員A】
検査

肺モニタによる測定及びキレート剤投与
燃料試験課 作業員Cインタビュー結果：
・私のときは、研究者Dも結構丁寧だった。

燃料試験課 作業員Dインタビュー結果：
・(顔とかその周りを測るとき)できるだけ近くで測っていた。
・(汚染があったところは慎重に測っていた。)
・(測定方法に関して違和感は無かった。)
・α(線)はゆっくり測定するので、燃研棟での測定とあまり変わらなかった。

燃料試験課 作業員Eインタビュー結果：
・測り方はαサーベイメータを密着させて測定した。
・(私の目で見て脱装手順は)適切であった。
さっと測ったわけではなく、ゆっくりと測定した。
・通常の身体サーベイと変わらない。

量子科学技術研究開発機構 放射線医学総合研究所(量研 放医研)へ
移動

量研 放医研にて
身体汚染検査、除染後肺モニタによる測定

法令報告事象と判
断

課員
兼務者
年間請負
（他施設からの応援者 （燃料高温科学研究グルー （燃料高温科学研究グルー
プ）
プ）
及び年間請負）【作業員E】
除染【作業員C】
管理区域から退出

放管2課応援者Bインタビュー結果：
・1分くらい測定した。(サーベイの)検出器が破けないように注意して近づけた。サーベイは検出器が皮膚に触れるか触れな
いぐらいの距離間で測定した。肌までは触れていない。
・(全身サーベイは、)検出器が皮膚に触れるか触れないぐらいの距離間で測定した。
・もっと遅いスピードで測定した。
・音が鳴ったら、そこで止めて測定した。
・鳴ったらとめて測定していたが、そんなに鳴らなかった。
・体の汚染はなかった。
・パンツ以外のところは全部測定した。

～
6月6日 19：41

6月6日 23：33

チームリーダー（技術副主幹）燃料試験課 作業員Dインタビュー結果：
・タオルで拭き取り、1回(放管が)汚染検査して、汚染があったら落とすのを複数回行い、再びタオルで拭いた。もう一回(放管が)汚染検査した。
・できるだけ(水分を)とるようにしていた。
・ゆっくり身体サーベイしていた。

作業員の内部被ばくの測定を核サ研に依頼

6月6日 19：59～
6月6日 23：33

マネージャー【放管2課ﾁｰﾑ員A】
シャワー室にて汚染検査開始【要因3－7】
燃料研究棟の管理区域から退出する際、作業員の身体汚染検査で汚染箇所が残っていた

6月6日 19：05

課長（施設管理者）

放管2課応援者Bインタビュー結果：
・(濡れている部分は)本人がよく拭いていた。
・(頭の濡れ具合については、)びちゃびちゃと濡れている感じではなく、かなり拭いた状態であった。手伝っていない。

2名から作業状況の事情聴取を実施

6月6日 18：22～

その他関係者
核燃料取扱主務者

福島燃料材料試験部 (略称：燃材部)
放射線管理第２課

退出前の汚染検査

作業員B及びC 身
体除染後管理区域
退域

グリーンハウス設
置者が管理区域か
ら退域

副所長

環境線量課

燃料高温科学研究グループ 研究者Dインタビュー結果：・洗い終わったらシャワー室から)出るのではなくて、タオルを渡して、拭いてもらって、私が持っていたサーベイ
メータで測った。
汚染があったら、もう一回洗ってもらった。 ・覚えていないが、たぶん(私が)4人全員の髪を切ったと思う。作業員
Eの場合、(頭の)半分くらい切った。
・その頃は、私は背中をふいたり、石鹸つけて洗ったりとか、髪を切る方で、ホウカンさんが、直接サーベイしていた(ので、汚染が落ちたかどうかは確認していない)。背中は手が届かないので、液体石鹸ニューズを塗りたくった。
・身体の皮膚や髪の状態は)完全には乾ききっていない。完全に乾かさないとしっかり測れないことはわかっているが、直ぐに測りたい気持ちもあった。
・乾いたキムタオルで拭いて、乾かした。
・(水が付いていないキムタオルで、体がべちぇべちゃにならないのを確認して、サーベイした。)作業員Dと作業員Eは、最初の作業員Bと作業員Cの二人と比べると、汚染していた。特に作業者Eはすごく汚染していた。後の作業員E の除染開始

6月6日 18：17【所長A】(～H29.3）【所長B】(H29.4 ～現在 ）

安全管理部
危機管理課

【作業員E】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員D】
測定及びキレー
ト剤投与【作業員E】
移動【作業員D】
移動【作業員C】
測定及びキレート剤投与

作業者5名が大洗研へ移動

作業者5名が量子科学技術研究開発機構【作業員E】
移動【作業員C】
移動放射線医学総合研究所(量研【作業員D】
移動放医研)へ移動【作業員C】
移動量研 放医研 受入時の体表面汚染検査、肺モニタによる測定【作業員E】
検査

法令報告事象と判断【要因3－7】
再掲【その他確認した事項（１）】 【要因3－13】
作業員5名は、被ばく評価を行うため、燃料研究棟から退出する際、身体除染し汚染のないことを確認した上で施設を退出したが、医療処置を行う量研 放医研で作業4名に体表面汚染が確認され、再除染した【作業員D】
検査

日本原子力研究開発機構(JAEA)から受け入れた被ばく作業員のその後の状況について(抜粋）平成29年6月22日 量研 放医研
2.検査結果（途中経過）(1) 6月7日に受け入れた後、直ちに体表面汚染の計測を実施した結果、5名中4名の体表面汚染を確認したので除染を実施し、ほとんど除染することができた。

【作業員C】
検査

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第3報） 別添 （抜粋）
添付6.3.1 外部被ばく線量（実効線量及び皮膚の等価線量）の評価について
2.2 今回の評価（3）量研 放医研で測定された身体汚染の表面密度
量研 放医研の受け入れサーベイメータによる体表面汚染検査では、最大140cpmの汚染が身体の一部に検出されたと発表されている。

【要因3－12】
安全管理部（放射線管理第2課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった

備考

添付資料－２ 燃料研究棟における汚染に関する要因分析図（その他確認された事項）（1/1）
A
頂上事象（その他確認した事項（１））

B

C

32

E

G

F

H

I

J

燃料研究棟の管理区域から退出する際、作業員の身体汚染検査で汚染箇所が残っていた（要因3-7）

放射線管理第2課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα線のダイレク
トサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった（要因3-8）

K

L

凡例

直接要因C-1-1

問題事象C-1

作業員5名は、被ばく評価を行うため、燃料研究棟から退出する際、身体除染し汚染のないことを確認した上で施設を退出したが、医療処置を行う量研 放医研で作業4
名に体表面汚染が確認され、再除染した（要因3-13）D（１）退出後の身体除染が不十分であった
放射線管理第2課員は、体表面についた水分の影響も含め汚染箇所を見逃さない
ようサーベイをする必要があったが、汚染が広範囲であったことから体表面をすべて測定した際、検出漏れがあることを認識できなかった（要因3-9）

放射線管理第2課員は、除染後の汚染検査において、検出器の位置（身体表面との距離）、動かし方（移動の速度及び範囲）及
び水分の影響に十分注意し検出漏れがな
いよう測定すする必要があったが、やや速
い移動速度で測定したため汚染箇所を見逃した（要因3-10）

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
放射線管理第2課員は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない
方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、汚染が発生した際の測定方法等、留意すべき事項を知らなかった（要因3-11）：「頂上事象」を示す

安全管理部（放射線管理第2課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった（要因3-12）：「問題事象」を示す：「直接要因」を示す：「組織要因を含む背後要因」を示す
組織の要因C-1-1
A- 32

B- 32

頂上事象（その他確認した事項（２））

33

機械室（非管理区域）からホースにより工業用水を除染用シャワー室まで引き、作業員の身体除染を行った（要因3-6）

C- 32

D- 32

E- 32

F- 32

G- 32

H- 32

I- 32

J- 32

K- 32
：連鎖の断ち切り点

L- 32（２）除染用シャワー設備が使用できなかった
直接要因C-2-1

問題事象C-2

身体汚染事故が発生した燃料研究棟において、緊急用の除洗用シャワー設備が使用できなかった（要因3-5）

燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった（要因3-4）

燃料試験課担当者は、除染用シャワーの点検について長時間放出して点検する等、設備の健全性を確認する必要があったが、定期自主検査（3ヶ月巡視点検）では「手洗、シャワー設備は、使用できる状態か」の確認であったことから水が出ることの確認のみで長時間放出する確認までは実施していなかった（要因3-1）

燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった（要因3-3）

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理
4-8-1 設備・機器

組織の要因C-2-1
A- 33

B- 33

C- 33

D- 33

E- 33

F- 33

G- 33

H- 33

I- 33

J- 33

K- 33

L- 32

燃料試験課は、上水の出方が悪くなっていることに気が付いて事前に予備の減圧弁を準備していたのにもかかわらず、日常的な使用には支障がなく、完全に故障してから補修（交換）すればよいと考えていた（要
因3-2）

34

A- 34

B- 34

C- 34

D- 34

E- 34

F- 34

G- 34

H- 34

I- 34

J- 34

K- 34

L- 33

A- 35

B- 35

C- 35

D- 35

E- 35

F- 35

G- 35

H- 35

I- 35

J- 35

K- 35

L- 34

A- 36

B- 36

C- 36

D- 36

E- 36

F- 36

G- 36

H- 36

I- 36

J- 36

K- 36

L- 35

A- 37

B- 37

C- 37

D- 37

E- 37

F- 37

G- 37

H- 37

I- 37

J- 37

K- 37

L- 36

35

36

37

添付資料－３ 根本原因分析結果の整理表（その他確認された事項）（1/1）
問題事象

直接要因

組織の要素を含む背後要因

効果点

頂上事象

対策後の残留リスクや副作用
番号

事実

番号

分析結果

作業員5名は、被ばく評価を行うため、燃料研究棟から退出する
際、身体除染し汚染のないことを確認した
上で施設を退出したが、医療処置を行う量研 放医研で作業4名に体表面汚染が確認され、再除染した機械室（非管理区域）
からホースにより工業用水を除染用シャワー室まで引き、作業員の身体除染を行った

分類

問題事象C-1

燃料研究棟の管理区域から退出する際、作業員の身体汚染検査で汚染箇所が残っていた

直接要因C-1-1

放射線管理第2課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα線のダイ
レクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった

組織の要因C-1-1

安全管理部（放射線管理第2課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった

問題事象C-2

身体汚染事故が発生した燃料研究棟において、緊急用の除洗用シャワー設備が使用できな
かった

直接要因C-2-1

燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった組織の要因C-2-1

燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認
4.中間管理要因
された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案
4-2-3 ルールの維持管理
してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点
4-8-1 設備・機器
検に関するルールを明確にしていなかった

分析結果

JOFL分類

4.中間管理要因
4-2-3 ルールの維持管理

対策の提言

GUIDE

備 考

点数

やりやすくする

4

緊急時における除染後の身体汚染検査は体表面の凹凸や放射線手順等が制定された後、除染後 核種の特性を考慮し慎重に行うこの汚染検査が正しくできるよう、実 とが求められるため、正しい知識
践的な教育訓練を繰り返し、継続 と測定技術が必要となるが、測定して行う必要がある。
方法等を明確にし、測定技術を習得することで緊急時対応を確実にすることが可能になる。

・燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、やりやすくする設備管理を徹底すること（組織の要因B-1-2の対策に関連）

4

今回の事故では除染用シャワー設備とあったが、その他にも緊急点検要領等が制定された後、定時対応設備を明確にし、燃料研究
期的に適切に点検を行う必要があ
棟における保守管理の一環としてる。
取り組むことになり再発防止として有効と考える。

・安全管理部は、α線放出核種で身体汚染をした場合の身体汚染の測定を適切に行うために、除染後の汚染検査に関する手順
並びに役割を明確にすること（組織の要因B-1-2の対策に関連）

2

1

原因
No.

汚染の
発生

＊

問題事象
(1)
X線回折測定済
試料からエポ
キシ樹脂を除去せず封入していた、また
その情報が引き継がれてい
なかった。

②

①

＊

番号

＊

1．原因①の対策
燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理情報等、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順化し確実なものとする。

対策の提言

対象文書

改正内容

（処置完了予定日：平成30年1月31日）

・研究Ｇｒ、核燃料取扱主務者等の関係者と協議し、核燃料物質の貯蔵に関する管理基準として必要な事項を明確にするとともに、そ 燃料研究棟 本体施設 核燃料物質の貯蔵に関する管理基準についれらの事項を記録し、管理するた 作業要領「核燃料物 て、その情報を管理し、今後に行う核燃料めの手順等について燃料研究棟本 質の管理」（仮名） 物質の貯蔵作業の都度、当該記録を更新す
体施設作業要領に定め、周知教育 の制定
ることを手順化する。
を実施する。
なお、必要な事項の特定に当たっては、安全・核セキュリティ統括部と連携して管理基準を整理することとする。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）
燃料研究棟使用手引 第Ⅰ編第4章 核燃料・上位文書である、燃料研究棟使 燃料研究棟使用手引 物質の管理 4.3項「貯蔵」に、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録の管理につい用手引にそれらの管理に関するこ の改正て上記に制定する課内要領に従い管理するとを記載し、周知教育を実施すことを記載する。
る。

具体的な対策（是正処置計画）

是正処置計画添付5-1

1

左記(a)から(d)に対応する以下の内容を制
2．原因②の対策定する要領に盛込む。
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う(a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試
核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にする
料を貯蔵する場合は、貯蔵前の使用場所にとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵す
おいて放射線分解ガスの発生起源となる有る。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下
機物等を加熱等により分解・除去する。
②初代プルトニウム技術開発室長は、X線回折測 の事項を明確にする。
定済試料を酸化加熱処理してから回収した核燃 (a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料 ・核燃料物質を安全・安定に貯蔵(b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉料物質を貯蔵容器に保管するまでの作業方法を は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物 するため、(a)から(d)の内容を本 燃料研究棟 本体施設 末状の試料を貯蔵する場合は、貯蔵前の使体施設作業要領に制定し、周知教 作業要領「核燃料物 用場所においてポリ容器等の有機物との密ルール化し引き継ぐ必要があったが、炭窒化物 等を加熱により分解・除去する。
燃料等は安定化処理のための酸化加熱処理を徹 (b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末 育を実施する。
質の管理」（仮名） 着を避けるために金属容器に収納する。
底してきたことから、X線回折測定済試料も同様 状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を （処置完了予定日：平成30年1月31 の制定日）に酸化加熱処理するものと考えルール化してい 避けるために金属容器に収納する。
(c) 「使用」、「貯蔵」共に使用する容器なかった。
材質については、内容物との物理・化学的(c) 容器材質については、内容物との物理・反応や腐食が発生しない適切なものを選択
化学的反応や腐食が発生しない適切なものを
する。
選択する。
(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学に活性な物質は、安定化処理するか又は不活的に活性な物質は、貯蔵前に安定化処理す性環境下で安定に貯蔵する。
るか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。

①初代プルトニウム技術開発室長は、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の状態の記録についてルール化し引き継ぎする必要があったが、計量管理の核燃料物質移動票（燃料研究棟内移動票を含む。）で核燃料物質の管理ができることか
ら貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった。

＊＊

分析結果

＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

1.ランクA(①)に係る不適合の原因特定及び是正処置の計画(直接的な要因に係る事項)

不適合の原因特定結果及び是正処置の計画について以下に示す。また、是正計画の詳細工程を別紙3に示す。

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

4

3

原因
No.

汚染の
発生

問題事象＊
(1)
X線回折測定済
試料からエポ
キシ樹脂を除去せず封入していた、また
その情報が引き継がれてい
なかった。

④

③

番号＊
対策の提言

＊

2

④平成3年10月、プルトニウム技術開発室長は、
放射線安全取扱手引の貯蔵の条件を考慮しX線回 4．原因④の対策
燃料試験課は、現在の放射線安全取扱手引
折測定済試料を酸化加熱処理して貯蔵容器に貯蔵する必要があったが、当時の放射線安全取扱 の「3.3.4貯蔵の条件(4)放射線分解によるガ手引で「3.3.3貯蔵の条件(4)放射線分解による ス圧の上昇に十分注意する。」ことの趣旨を
ガス圧の上昇に十分注意する。」と定めている 理解させるために今回発生した事故に関することに反し、十分に確認を行わずに、X線回折測 原因（エポキシ樹脂とPuの放射線による影響
定試料のエポキシ樹脂はプルトニウムの放射線 でガスが発生すること）と対策を教育する。
による放射線損傷に対する影響が少ないと考え、酸化加熱処理をしないまま貯蔵していた。

以下の事項を明確にする。【原因②の対策と同じ。】（以下の事項（(a)～(d))省略）

3．原因③の対策
燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射③平成2年頃、プルトニウム技術開発室長は、プ 能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界ルトニウム技術開発室長及び実験しているプル 管理情報等、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順
トニウム技術開発室の関係者と協議を行わずに、試料中の核燃料物質は安定していると判断 化し確実なものとする。【原因①の対策と同し、初代プルトニウム技術開発室長から引き継 じ。】
いだ有機物と混在した核燃料物質の酸化加熱処
また燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り理の中止を決定した。
扱う核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確に
これ以降、X線回折測定済試料の酸化加熱処理は するとともに、核燃料物質を安全・安定に貯行われてこなかった。
蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため

分析結果＊＊＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

・放射線安全取扱手引の「3.3.4貯
蔵の条件(4)放射線分解によるガス圧の上昇に十分注意する。」の趣旨、並びに今回発生した事故に関する原因と対策について資料を用いて教育する。
【処置完了日：平成29年11月15日】【原因②の対策と同じ。】【原因①の対策と同じ。】

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画【原因②の内容と同じ。】【原因①の内容と同じ。】

対象文書

是正処置計画
改正内容

添付5-1

6

5

原因
No.

汚染の
発生

（2）
核燃料物質の保管に関して、Puの取扱
い、貯蔵(保管）に関する
技術情報の考え方が活かされていなかっ
た。

問題事象＊
(1)
X線回折測定済
試料からエポ
キシ樹脂を除去せず封入していた、また
その情報が引き継がれてい
なかった。

⑥

⑤

番号＊

＊

5．原因⑤の対策
燃料試験課は、燃料研究棟で自ら取り扱う
核燃料物質の性状及び貯蔵状態を明確にするとともに、核燃料物質を安全・安定に貯蔵する。核燃料物質の安全・安定貯蔵のため以下の事項を明確にする。【原因②の対策と同じ。】（以下の事項（(a)～(d))省略）

対策の提言【原因②の内容と同じ。】

対象文書

3

改正内容

添付5-1

・現時点で入手している最新の核燃料物質の管理等に関する知見については、核燃料物質の管理上有効な情報を燃料研究棟使用手引に 燃料研究棟使用手引の改正反映し、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）

核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リスト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映するしくみを構築する。

燃料研究棟使用手引 第Ⅰ編第4章 核燃料
物質の管理 4.3項「貯蔵」の(2)貯蔵の方
法に、核燃料物質の貯蔵に関する現時点での最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記する改正を行う。

・核燃料物質を貯蔵するに当たって内容物の点検項目、点検方法及び点検頻度を明確にし、燃料研究棟本体施設作業要領に定め、教育 燃料研究棟 本体施設 貯蔵している核燃料物質の定期的な点検をする。さらに、現状で核燃料物質 作業要領「貯蔵中の 行う課内要領を制定し、内容物の点検項の性状等が不明瞭な貯蔵容器につ 核燃料物質の定期点 目、点検方法及び点検頻度（通常状態と異いても点検方法等を定め、周知教 検」（仮名）の制定 常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む）を明記する。
育を実施する。
なお、要領制定に当たっては、Puの取扱いの方法について安全・核
セキュリティ統括部と連携して情報を整理、反映することとする。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）
燃料研究棟使用手引 第Ⅰ編第4章 核燃料・上位文書である、燃料研究棟使 燃料研究棟使用手引 物質の管理 4.3項「貯蔵」に、新たに貯蔵している核燃料物質の「定期点検」を行用手引に貯蔵容器の点検に関する の改正うことを記載する。
ことを記載し、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）【原因②の対策と同じ。】

具体的な対策（是正処置計画）

是正処置計画⑥歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEAやDOEで示さ 6．原因⑥の対策
れたPuの取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情
福島燃料材料試験部は、DOE-STDレポートや報について、Puを取扱う部署として情報を入手 IAEA Safety Reportの核燃料物質の貯蔵に関・今後の核燃料物質の管理においし業務に反映する必要があったが、当該情報を する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管ては、安全・核セキュリティ統括
確認していなかった。このため、燃料研究棟に 理に関する情報等の知見を適宜入手し、レ部が発信する情報等、核燃料物質
おける核燃料物質の貯蔵において、金属容器へ ビューした上で関係規定類へ反映する。
の管理に関する情報を適宜入手の保管や有機物を含めない等の改善が行われてし、その対応も含め関係規定に反こなかった。
映するしくみを「燃料材料試験施 「燃料材料試験施設
設に係る要領書」内に構築する。 に係る要領書」の改正
また、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成29年12月28日）⑤平成8年、プルトニウム技術開発室長は、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで、酸化加熱処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、その記録を残し定期的な点検を指示する等の改また、燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵善をしていなかった。そのため、これ以降、貯蔵状況の改善や定期的な点検は実施されてこな するに当たって、内容物の点検項目、点検方
法及び点検頻度を明確にする（通常状態と異かった。
常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。

分析結果＊＊＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

8

7

原因
No.

汚染の
発生

問題事象＊
(3)
燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかっ
た。

⑧

⑦

4

対象文書

改正内容

添付5-1

・手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイント（作業中断点）を作業計画に盛込
むことをルールとする本体施設・特定施設共通作業要領の改正を行い、周知教育を実施する。
【処置完了日：平成29年12月15日】【原因⑥の内容と同じ。】

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作
業要領 №3「燃料研究棟における作業計
画区分」の改正

手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合の作業を停止するホー
ルドポイント（作業中断点）を明確にして作業計画に盛込むことを手順として定める。

作業計画を作成する際に核燃料物質などの放射性物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛込むことを手順として定める。

・リスクを考慮した安全な作業計
画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所
及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確に作業計画に盛込むことをルールとする本体施
設・特定施設共通作業要領の改正を行い、周知教育を実施する。
【処置完了日：平成29年12月15日】

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作
業要領 №3「燃料研究棟における作業計
画区分」の改正

貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボッ
クス等の気密設備内において行うことを定める。

・燃料研究棟使用手引を改正し、貯蔵容器の蓋を開ける作業はグ
ローブボックス等の気密設備内において行うことを定め、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年3月30 燃料研究棟使用手引の改正日）

フードにおいて核燃料物質の取り扱いを禁止するため、フードにおける最大取扱量を削除する。

是正処置計画

・フードにおける核燃料物質の取り扱いを禁止するため、使用許可 ・使用変更許可申請
申請書の変更及び保安規定の見直 書の変更しを行う。
（処置完了予定日：平成29年12月 ・保安規定の変更28日）

具体的な対策（是正処置計画）⑧福島燃料材料試験部長、燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、安全・核セキュリ
8．原因⑧の対策
ティ統括部から平成29年1月26日に「サイクル研 福島燃料材料試験部は、DOE-STDレポートや
プルトニウム燃料技術開発センターの原子力規 IAEA Safety Reportの核燃料物質の貯蔵に関制庁面談情報」（樹脂製の袋の膨れによるもの する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管 【原因⑥の対策と同じ。】の取扱いに関する情報を含む。）が配信された 理に関する情報等の知見を適宜入手し、レが、面談結果の周知であったため、添付資料中 ビューした上で関係規定類へ反映する。
の「樹脂製の袋の膨れによるものの取扱いに関【原因⑥の対策と同じ。】
する情報」に気が付かなかった。

7．原因⑦の対策
福島燃料材料試験部は、取り扱う核燃料物
質が不明瞭で安全が確認できない場合について、以下の対策を講ずる。
(1) リスクを考慮した安全な作業計画を作成するため、核燃料物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）
等の基本的事項を手順で明確にする。
(2) リスクを回避するため手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポイント（作業中断点）を作業計画で明確化する。

⑦燃料試験課長、マネージャー及び担当者は、グローブボックス等から核燃料物質を核燃料貯蔵庫に移動する作業計画書を作成する際、付随して貯蔵容器の点検と汚染検査を行う作業であっても貯蔵容器の蓋を開け、内容器等を確認する場合には、フード以外のセル等（セル、グローブボックスその他の気密性の高い設備）及
び適切な場所及び放射線防護具を選定した上で具体的な手順を含む非定常作業計画を作成する必要があったが、事前の調査で貯蔵された核燃
料物質は安定化処理等、安全な状態で保管され汚染するリスクは低いと考えてしまい、核燃料
物質が飛散し室内が汚染して作業員が被ばくするようなリスクを防止する詳細な作業計画書（非定常作業計画書）を作成していなかった。

＊

対策の提言

分析結果＊＊

番号＊＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

11

10

9

原因
No.

問題事象＊
(4)
貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜け汚染の る音がなり汚発生 染検査を実施したが、蓋の浮き上がり等通常とは異なる状態を異常と認識できず作業を継続した。
(5)
作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マス
クを装着していたが、樹脂製の袋が破裂
被ばくの することを想発生 定していな
かったことから飛散した核燃料物質を吸入摂取した（作業計画に関連する原因は（3）⑦に関連する。）。

⑪

⑩

⑨

番号＊
対策の提言

＊

具体的な対策（是正処置計画）

5

改正内容

添付5-1

呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について、放射線安全取扱手引に定める。

性状不明でに疑義がある放射性物質等をフード等で取り扱う作業を行う場合は、放射線安全チェックリストの項目10「呼吸保護具の使用について」及び項目11「身体防護具の使用に ついて」において、汚染事
故の発生も想定し安全性の高い上位の装備を選定するよう同要領に定める。

【原因⑦の内容と同じ。】

対象文書

是正処置計画10．原因⑩及び⑪の対策(1)福島燃料材料試験部は、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう、規定類を改定 (1)に対する対応⑩作業員Eは、樹脂製の袋が破裂し、作業服や顔 する。
・性状不明で安全性に疑義がある面等、全身汚染をした際、皮膚に付着した核燃
放射性物質等を取り扱う場合に燃料研究棟 本体施料物質が汗等で半面マスク内に入り込むことを (2)安全管理部は、以下の被ばく防止のためのは、放射線管理第2課と相談の上、設・特定施設共通作
抑制するための応急的な処置を行うことが被ば 応急的な措置に関する対策を講ずるととも
安全性の高い上位の装備を選定す
業要領 №6「燃料研
く防止につながるが、大洗研究開発センターに に、事故時の対応（関与）を明確にするたるよう、本体施設・特定施設共通
究棟における放射線は応急的な処置の明確な手順がなかったことか め、大洗研究開発センター（北地区）放射線作業要領を改正し、周知教育を実ら、室内への汚染拡大をさせないため、退室す 安全取扱手引を改正し、呼吸保護具の点検項
安全チェックリスト
施する。
るまで発災時の立ち位置に待機し、汚染部位の 目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、の運用」の改正【処置完了日：平成29年12月15拭き取りや固定（封じ込め）及びしめひもの締 顔面近傍に汚染が付着している場合の対応に
日】
め付けの調整の措置を行わなかった。
ついて記載する。
 呼吸保護具の適切な使用のために、「しめひも」の伸縮性など防護性能に影響を及ぼす
項目に対する点検の徹底・強化及び適切な装着を確実にするための教育訓練の充実を図る。
 Pu などα 線放出核種によって頭部や顔面が汚染された状況において、身体除染の応急処置として、顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取りや固定の実施、汗等による半面マ(2)に対する対応
スクの密着性の低下に備えて半面マスクの⑪放射線管理第２課員は、汚染検査の他、半面・呼吸保護具の点検及び装着、半「しめひも」をきつく締め直すなどの応急的マスクを交換し、特殊作業衣を脱装するに当
面マスクの使用前点検などをセンな密着性の強化の方法を手順として明確にす
たって、汚染した作業員の退出を補助する際、ター文書で明確にする。顔面近傍る。また、頭部及び顔面に汚染のある状態で顔面等の汚染部位の拭き取りや固定（封じ込に付着した放射性物質の拭き取
放射線安全取扱手引の退出後の脱装方法、半面マスクの交換時やめ）を助言することが被ばく防止につながる
り、半面マスクの交換時や鼻スミの改正
鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法
が、大洗研究開発センターには応急的な処置のヤ採取時の汚染の拭き取りや固定を検討し、内部被ばくの可能性を低減する手
明確な手順がなかったことから、半面マスクの方法などをセンター文書で明確に順を具体化する。その際、身体除染の応急処交換を優先し、顔面等の汚染部位の拭き取りやし教育する。
置に必要な資材の準備と作業手順を明確にす
固定（封じ込め）の助言を行わなかった。
（処置完了予定日：平成30年1月31る。
日）
 半面マスクの密着性に係る事項について、
使用前点検、フィッティングテストなどの半面マスクの適切な装着を確実にする措置の充実を図る。

⑨作業員Eは、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際 9．原因⑨の対策に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける
福島燃料材料試験部は、取り扱う核燃料物
音がした際に、作業を一旦停止して、ガスが発 質が不明瞭で安全が確認できない場合につい生している可能性を想定し対応策を検討する必 て、リスクを回避するため手順と異なる事象【原因⑦の対策と同じ。】
要があったが、ホールドポイント（作業中断が発生した場合や異常の兆候を確認した場合点）を定めていなかったため、異常と認識でき に作業を停止するホールドポイント（作業中ず残りのボルトを外して蓋を開けても問題ない 断点）を作業計画で明確化する。
と考えてしまった。
【原因⑦の対策と同じ。】

分析結果＊＊＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

12

原因
No.

問題事象＊
(5)
作業員は、貯蔵容器内の確認作業において作業計画に従い半面マス
クを装着していたが、樹脂製の袋が破裂することを想定していな
かったことから飛散した核燃料物質を吸被ばくの 入摂取した発生 （作業計画に関連する原因は（3）⑦に関連する。）。

⑫

番号＊⑫福島燃料材料試験部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグ
リーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った。

分析結果＊＊＊

6(2)事故を想定し必要となる設備、資機材や要員等を再度確認し、それら資機材等が常に利用できるよう維持管理することや、実効的な訓練により、速やかな対応が取れる仕組みを構築する。

11．原因⑫の対策
大洗研究開発センターは、以下の対策を講ずるため、大洗研究開発センター（北地区）
放射線安全取扱手引を改正し、身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策、資機材の維持管
理方法について記載する。
(1) 管理区域内のある程度の汚染拡大は許容
し、身体汚染の飛散を抑制する措置（養生
シートで身体を覆う等）を講じた上で作業員を発災場所から退出させることを含め、判断や対応に迷いや遅れが生じないよう、退出基
準（例えば、室内の広範囲に汚染が拡大していること、顔面近傍に身体汚染があること等）や汚染拡大の影響を最小限にとどめる方策（例えば、身体を覆う養生シート、簡易テ
ント等の事前準備）を定める。この方策には、作業の特殊性や取扱対象物の危険性から
事故時の影響が大きいと予想される場合、又は、発災場所から退出すると汚染が管理区域外に拡大する恐れがある場合には、あらかじめ事故時退出用のグリーンハウスを作業場所の外側に設置しておくことも勘案する。

対策の提言＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

不適合の原因特定及び是正処置の計画

対象文書

改正内容

添付5-1

身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策、資機材の維持管理方法を放射線安全取扱手引に定める。

是正処置計画(1)及び(2)(大洗研究開発センター分)に対する対応
・身体汚染時の作業者を迅速に退出させるための基準、汚染拡大の影響を最小限にとどめる方策をセンター文書で明確にして改正し、放射線安全取扱手引
周知教育を実施する。
の改正
・事故を想定し資機材を再確認する。また、維持管理方法をセンター文書で明確にして改正し、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

番号

事実

問題事象

実験済エック
核燃料物
ス線回折用試
質を収納料からエポキした貯蔵
容器を点
シ樹脂を分離問題事象せず封入して検作業
A-1
中、樹脂
いたこと、またその情報が製の袋が引き継がれて破裂し、いなかった。
108号室
を汚染し
作業員が
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象
分析結果

対策の提言

対象文書

・「貯蔵」に加え、取り扱い（使用）の記録の管理について、保安規定(北) 燃料研究棟使用手引の2次文書である燃料研究棟使用手引に の改正
定め、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年3月30日）

具体的な対策（是正処置計画）

制定・改正内容

燃料研究棟使用手引 第Ⅰ編第4章 核燃料
物質の管理に、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録及び取り扱い(使用）の記録の管理について上記に制定する課内要領
に従い管理することを記載する。

具体的な是正処置計画

添付5-1

平成28年度品質目標に設定した「1．原子力安全に対する自らの活動の持つ意味及び重要性の認識を更に浸透させる。(1)設
備の保安に関するメッセージの発信」の具体的施策として、今回の事故の教訓（原因分析から得られた課題を含む）教育を盛り込む。教育後、理解度確認を行う。教育の受講状況は、品質目標の達成
状況及び評価において確認する。

・大洗研究開発センターは、大洗研究開発セ大洗研究開発センターは、毎年度実施する保安・センターの品質目標を改定し、今回ンターの毎年度の保安教育等の中で今回の事
教育等の中で放射線安全取扱手引の重要事項にの事故の教訓（原因分析結果を含む）
故の教訓や核燃料物質の貯蔵の条件の趣旨をついて受講者に理解させるための保安教育を的の教育の実施を施策として明確に示理解させるための教育が継続して実施されて品質目標の改定
確に行うよう指導する必要があったが、大洗研す。
組織の要いることを確認すること
究開発センター北地区の関係者は核燃料物質の【処置完了日：平成29年11月30日】
因A-1-3
教育資料の作成
貯蔵の条件に関する留意事項に関して理解して・また、受講者が教育内容を理解しているこ
いない等、当該手引の遵守する必要がある要件
・今回の事故の顛末及び教訓を教育資とを確認すること。さらに未受講者があった（貯蔵の条件）に関する保安教育が実施されて料にまとめる。
場合は、フォローして受講させること。これいることの確認が不十分だった。
（処置完了予定日：平成30年3月30日)
らが確実に実施する仕組みを構築すること。

7

作業マニュアル等を適切に制定、改正するため、「3．レビュー項目」の「文書レビュー」に、レビューの方法を追記し、レビューの視点・方法を明確にして実施する旨を記載するとともに、具体的なレビューの視点（安全確保の視点、正確性の視点、解り易さの視点）の例を記載する。

・作業マニュアル等は燃研棟本体施設
作業要領に追加するので文書管理体系
燃材部（燃料試験課）は、核燃料物質の貯蔵
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）でに位置付けられる。
（保管）を適切に行うための作業方法（酸化は、実験済エックス線回折用試料を酸化処理し処理を含む。）を明確にした作業マニュアル「燃料材料試験施設てから回収した核燃料物質を貯蔵容器に貯蔵・「燃材-QAS-施-01-03レビュー要領」
等を文書管理の体系に位置づけるとともに、に係る要領書」レ
組織の要（保管）するための作業方法をルール化する必に作業マニュアル等を適切に制定、改施設を安全に維持するために必要な作業マ
ビュー要領の改正
因A-1-2正するための文書レビューの視点、方要があったが、施設を安全に維持するための作
ニュアル等を適切に制定、改訂する文書レ
業マニュアル等を制定、改訂する文書管理の仕法等を定める改正を行い、周知教育をビューの視点、方法を手順化し、定期的にレ実施する。
組みが機能していなかった。
ビューする仕組みを充実すること。
（処置完了予定日：平成29年12月28日）

・「貯蔵」に加え、取り扱い（使用）に必要な管理基準を整備し、記録とし
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）では、計量管理に関する情報（核燃料物質所内移 燃材部（燃料試験課）は、保有する核燃料物 て管理するとともに、記録が利活用さ動票）のほかに、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物 質の貯蔵（保管）、取り扱いを行う上で必要 れるよう保安規定(北)の3次文書である 燃料研究棟 本体施設 核燃料物質の貯蔵に加え取り扱い(使用）質及びその状態を記録として保管し管理するこ な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その 燃料研究棟本体施設作業要領に定め、 作業要領「核燃料物 に関する管理基準について、その情報を組織の要とをルール化する必要があったが、核燃料物質 他含まれている物質の性状等を含む。）、管 周知教育を実施する。
質の管理」（仮名） 管理し、今後に行う核燃料物質の貯蔵作
因A-1-1の保管状況等を明確した管理情報が保管されて 理台帳を整備にするとともに、当該管理情報 （処置完了予定日：平成30年3月30日） の制定
業等の都度、当該記録を更新し、記録をいない等、核燃料物質を安全に長期的に貯蔵す を組織内で利活用できる仕組みを構築するこ利活用することを手順化する。
・南地区に対しては、保安規定(南)の2るための管理基準等の仕組みが構築されないま と。
次文書である燃料材料試験施設（南地ま運用されていた。
区）安全作業要領の「C 放射性物質等の管理」について核燃料物質の貯蔵及び使用に関する情報として必要な事項
核燃料物質の貯蔵及び使用に関する情報を明確にし、それらの事項を記録し、 燃料材料試験施設として必要な事項を明確にし、それらの管理することについて改正を行い、周 （南地区）安全作業 事項を記録し、管理する仕組みを確認す
要領の改正
知教育を実施する。
る。
（処置完了予定日：平成30年3月30日）

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

2.ランクA(①)に係る不適合の原因特定及び是正処置の計画(組織的な要因に係る事項)

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

番号

事実

問題事象

核燃料物
実験済エック
質を収納
ス線回折用試した貯蔵料からエポキ
容器を点
シ樹脂を分離問題事象
検作業せず封入してA-1
中、樹脂
いたこと、ま製の袋がたその情報が破裂し、引き継がれて108号室いなかった。
を汚染し
作業員が
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象
分析結果

対策の提言

具体的な対策（是正処置計画）

文書レビュー要領（又は、「技術マ
ニュアル等作成指針」）の制定対象文書実施する。
（処置完了予定日：平成29年12月28日）

8－であったが、燃料研究棟連絡会議等の場におい る研究者を含めて安全への影響等を含め変更て研究員を含め燃料研究棟の関係者で変更内容 内容を会議体で審議し、妥当性を確認する
・「燃材-QAS-施-01-01福島燃料材料試の妥当性を検討してこなかった等、重要な業務 等、変更管理の仕組みを構築すること。
験部安全技術検討会規約」について、参 「燃料材料試験施設
プロセスを変更する場合にはその妥当性を確認
加メンバーを含めレビューし、保安活動 に係る要領書」福島する仕組みが明確になっていなかった。
に関する重要な業務の手順等を変更する 燃料材料試験部安全
場合の安全への影響等を審議し、妥当性
技術検討会規約の改を確認するよう改正を行い、周知教育を正

プルトニウム燃料研究室（現燃料高温科学研究
・燃料試験課の職務から燃料研究棟のグループ）は、有機物が混在した核燃料物質の 燃材部（燃料試験課）は、燃料・材料工学
管理を分離し、新しく燃料研究棟の管安定化処理に関して、酸化処理を含むプルトニ ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃 理を職務とする課を新設し、当該施設
ウム取扱い技術の向上に参画し、一体となって 料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃 に関連する実験済核燃料の安定化処理
組織の要
核燃料物質の安全確保に取り組む必要があった 止措置する方向が決定している燃料研究棟の 等を担う原子力基礎工学研究センター
因A-1-6
が、研究員である兼務者が施設の保安活動に対 計画を安全かつ計画的に進めることができる からの兼務者を新設する課の本務職員
する関与が希薄である等、安全確保・維持に対 よう、安全確保・維持に対する体制の一体化 とし、廃止措置に向けた活動を一体化する体制が一体化していない状況になっていに向け検討し、実施すること。
する。
た。
（処置完了予定日：平成30年3月30日）

因A-1-5

制定・改正内容

添付5-1－

参加メンバーを含めレビューし、保安活動に関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議する仕組
みについて追記する。

参加メンバーを含めレビューし、保安活動に関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議し、妥当性を確認するよう改正

・保安上、狙いや背景を理解する必要がある事項、マニュアル等への反映の方法（根拠について解説を添付など）を含むレビューの視点、方法を手順として定める。

具体的な是正処置計画

・燃料研究棟における安全検討会について参加メンバーを含めレビューし、保安 燃料研究棟 本体施活動に関する重要な業務の手順等を変更 設・特定施設共通作
する場合の安全への影響等を審議し、妥 業要領「No.1燃料研
当性を確認するよう燃料研究棟本体施究棟における安全検
プルトニウム技術開発室（現燃料試験課）は、設・特定施設共通作業要領を改正し、変 討会規約」の改正
有機物と混在した核燃料物質の酸化処理の方法
等、安定化処理の変更について研究員を含め関 燃材部（燃料試験課）は、保安活動に関する 更管理の仕組みを構築する。また、改正係者間で安全への影響等を検討することが必要 重要な業務プロセスを変更する場合、関係す 内容について周知教育を実施する。
組織の要（処置完了予定日：平成30年3月30日）

・保安活動に関するルールを維持管理
大洗研究開発センターは、QMSを遵守し保安活するため、保安活動を実施するための安全管理部は、放射線安全取扱手引の核燃料動を実行することの重要性が理解できるよう放文書について狙いや背景を理解できる
物質の貯蔵の条件等を含め、利用者が狙いや射線安全取扱手引の定期的な見直しを実施する
よう、文書レビューの視点、方法につ背景を理解できる記載となっているか、保安組織の要
いて検討し、文書化し、周知教育を実必要があったが、貯蔵に関する条件について一
活動に関するルールを維持管理するため、文因A-1-4
施する。
般的な記述に止まり、狙いや背景が理解できな
書レビューの視点、方法を手順化し、定期的（処置完了予定日：平成30年4月27日)
い記載となっている等、利用する者が理解できにレビューする仕組みを構築すること。（組なお、文書化した手順、方法による文るルールに見直すことが行われていなかった。
織の要因A-1-2の対策と関連）書レビューは、別途計画する。

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

核燃料物
質を収納
した貯蔵
容器を点
検作業
中、樹脂
製の袋が
破裂し、
108号室
を汚染し
作業員が
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象

事実

核燃料物質の保管に関して、プルトニ
ウムの取扱問題事象 い、貯蔵(保A-2管）に関する
技術情報の考え方が活かされていなかった。

実験済エック
ス線回折用試料からエポキシ樹脂を分離問題事象せず封入してA-1
いたこと、またその情報が引き継がれていなかった。

番号

問題事象
分析結果

対策の提言

具体的な対策（是正処置計画）

対象文書【組織の要因A-1-4に同じ。】【組織の要因A-1-3に同じ。】【組織の要因A-1-4の対策に同じ。】【組織の要因A-1-3の対策に同じ。】

9

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本と原子力機構（安全・核セキュリティ統括部）
して原子力施設の海外情報等施設の安全管理に及び大洗研究開発センター（施設安全課）
有用な情報を入手し適宜発信する等、組織的には、IAEA等に派遣した専門家が入手した情報組織の要 調査検討する必要があったが、当該情報を集約の活用を含め、原子力施設に関連する国内外 【組織の要員A-3-6の対策に同じ。】
因A-2-2 し発信する部署が明確になっていない等、水平の安全管理に有用な情報等を入手し、関連拠展開に関する要領で海外情報等から得られた知点及び各部署と適切なコミュニケーションを
見を情報共有する仕組みを明確にしていなかっ図って情報共有する仕組みを充実すること。
た。

・新たに制定を検討している「燃材QAS-施-01-04コミュニケーション要領」にPu貯蔵管理情報に加え、安全管理に関する関連情報を入手及び発信する仕組みを構築し、施設管理の改善に
大洗研究開発センター（燃材部）は、「安全優先」の考え方を基本として施設の保安管理につ 大洗研究開発センター（燃材部）は、予防処 努める。また、制定した要領についていて常に最新情報を入手し適宜施設管理の改善 置の観点から他の施設から得られた知見を保 は周知教育を実施する。
組織の要 を進める必要があったが、有用な海外情報等を 安活動に反映するため、国内外の施設の安全 （処置完了予定日：平成29年12月28
因A-2-1 自ら調査し施設管理に反映していない等、予防 管理に関する関連情報を入手する仕組みを充 日）
処置に関する要領で海外情報等から得られた知 実するとともに、適宜施設の管理の改善に努
見を保安活動に反映する仕組みを明確にしてい めること。
・安全・核セキュリティ統括部と連携なかった。
し安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築し、教育する。
（処置完了予定日：平成30年4月27日)

組織の要【組織の要因A-1-4に同じ。】
因A-1-4

組織の要【組織の要因A-1-3に同じ。】
因A-1-3――【組織の要員A-3-6の対策に同じ。】

構築した仕組みは、 安全管理に関する関連情報を共有する仕文書化する。
組み及び施設の改善への反映。

Pu貯蔵管理情報、安全管理に関する関連情報を入手し、対応が必要な情報につい「燃料材料試験施設 て関係規程類に反映する旨を記載するとに係る要領書」コ
ともに、情報を整理するための様式を定
ミュニケーション要 める。作成された記録は課内だけでな
領(仮名）の制定
く、部内の安全衛生主任者、次長及び部長の承認欄を設け、配布先に各課を追加することで部内での情報共有、予防処置
へ繋げる様式とする。

――

制定・改正内容

添付5-1「7.1教育・訓練の管理」に潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるとともに改善に向けた活動（常に問いかける姿勢）を行う教育について追記
し、教育計画に追加する旨を記載する。

具体的な是正処置計画

・「燃材-QAS-施-大07-01教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュ
プルトニウム技術開発室（当時）は、酸化処理
アル」について潜在的なリスクを保有を行った上でポリ容器から金属容器への変更やするものに対して感受性を高める教育
・ 燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリス
樹脂製の袋がバウンダリとの観点から定期的なを行う仕組みを定める改正を行い、周クを保有するものに対して感受性を高めると「燃料材料試験施設
点検の実施、並びに当該記録の継承を検討する
知教育を実施する。
ともに改善に向けた活動（常に問いかける姿に係る要領書」教組織の要 必要があったが、元の状態に戻すことに傾注し（処置完了予定日：平成29年12月28勢）を行うこと。
育・訓練の管理と重因A-1-7 貯蔵容器内の内容器や樹脂製の袋の交換にとど日）
要業務に係る力量評
め、今後保管するにあたって定期的な点検を実・組織の要因A-1-1の対策と同じ。（管理台
価マニュアルの改正
施する改善を行っていない等、職場内において・潜在的なリスクを保有するものに対帳）
核燃料物質を安全に長期的に貯蔵（保管）する
して感受性を高めるため、燃料研究棟
ことに対する取り組みに欠けていた。
の事故事例研究を含めた教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年2月28日）

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

事実

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際
問題事象 に、樹脂製のA-3袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかっ
た

番号

問題事象

核燃料物
質を収納
した貯蔵
容器を点
検作業
中、樹脂
製の袋が
破裂し、
108号室
を汚染し
作業員が 問題事象
A-3
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象
分析結果

対策の提言

具体的な対策（是正処置計画）

10

制定・改正内容

・南地区に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領の「A管理一般」に、3H作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を明記す
燃料材料試験施設る改正を行い、周知教育を実施する。
（南地区）安全作業（処置完了予定日：平成29年12月28
要領の改正
日）

添付5-1

燃料材料試験施設（南地区）安全作業要
領のA-9各種計画書の作成基準、A-10安全作業マニュアル作成要領及びA-11安全作
業手順作成・運用要領について、3H作業
に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を明記する。また、作業の対象物の状態変化（状態が変化することの考慮を含む）が考えられる場合においても3Hとして扱うよう明記する。

作業計画の作成手順において、レビューの視点を具体的に記載する。

作業計画（3H作業を含む）を作成する際に核燃料物質などの放射性物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛込むことを手順として定める。また、作業の対象物の状態変化（状態が変化することの考慮を含む）
が考えられる場合においても3Hとして扱うよう明記する。

【組織の要因A-1-7の対策に同じ。】

対象文書

具体的な是正処置計画

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作・リスクを考慮した安全な作業計画
業要領 №3「燃料研（3H作業を含む）を作成するため、核 究棟における作業計
燃料物質の安全取扱い、作業方法（作 画の作成手順」の改業場所及び防護装備の選定を含む。） 正等の基本的事項を明確に作業計画に盛込むことをルールとする本体施設・特定施設共通作業要領の改正を行い、周知教育を実施する。
燃材部（燃料試験課）は、長期間開封していな（処置完了予定日：平成30年1月31日）
い貯蔵容器の核燃料物質の保管状況（内容物）【直接要因⑦の対策と関連】の確認及び核燃料物質の移動作業について、3H 燃材部（燃料試験課）は、3H作業に対する作「燃料材料試験施設作業として位置づけ、作業手順やホールドポイ 業手順（ホールドポイントを含む）を作成す
・作業計画について、レビューの具体 に係る要領書」の改組織の要ントを含む詳細な作業計画を作成することを明 るため、品質保証計画書に基づく「業務の計的な視点を明確にするため「燃料材料 正因A-3-2
確にする必要があったが、品質保証計画書に基 画管理要領」等で個別業務に係る作業計画の試験施設に係る要領書」の改正を行づく「業務の計画管理要領」等で個別業務に係 作成手順を明確にすること。
い、周知教育を実施する。
る作業計画の作成手順を明確にしていなかっ（処置完了予定日：平成30年3月30日）
た。

燃料試験課は、作業計画書を作成する際に、貯蔵容器内に保管している核燃料物質の性状や混入している物質等を十分に調査した上で、作業 燃材部（燃料試験課）は、潜在的なリスクに組織の要 計画書を作成する必要があったが、内容物のリ 対して感受性を高めるとともに改善に向けた【組織の要因A-1-7の対策に同じ。】
因A-3-1 スクについて（当時のプルトニウム技術開発室 活動（常に問いかける姿勢）を行うこと。
が）安定させた状態で保管しているものと思い （組織の要因A-1-7の対策と関連）込んでしまう等、核燃料物質を安全に取り扱うことに対する慎重さに欠けた。

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

番号

事実

問題事象

燃料研究棟では、貯蔵容器
核燃料物
をフードで蓋
質を収納を開け内容物した貯蔵を確認する際
容器を点問題事象 に、樹脂製の検作業
A-3
袋が破裂し、中、樹脂室内が汚染す製の袋がる可能性があ破裂し、ることを想定108号室
していなかっ
を汚染し
た。
作業員が
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象

11

【組織の要因A-1-1に同じ。】【組織の要因A-1-1の対策に同じ。】【組織の要因A-1-1の内容に同じ。】

制定・改正内容

組織の要【組織の要因A-1-1に同じ。】
因A-1-1

対象文書「内部コミュニケーション」に係る項目「燃料材料試験施設を策定し、保安活動に関する課員からのに係る要領書」コ
情報を意識して確認する等、施設管理やミュニケーション要作業管理に必要な情報が適切に報告さ領（仮名）の制定
れ、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを加える。

具体的な対策（是正処置計画）

・新たに制定を検討している「燃材QAS-施-01-04コミュニケーション要燃料試験課は、情報共有された平成8年の点検
領」に保安活動に関する課員からの情記録を燃料試験課（燃料研究棟）内で共有し、燃料試験課は、保安活動に関する課員からの 報を意識して確認する等、施設管理や貯蔵容器を開封する際の重要な情報として認識
情報を意識して確認する等、施設管理や作業 作業管理に必要な情報が適切に報告さ組織の要 する必要があったが、共有された過去の点検情管理に必要な情報が適切に報告され、フェイ れ、フェイス・ツー・フェイスを基本
因A-3-4 報を互いに確認していない等、安全に関する重ス・ツー・フェイスを基本として情報共有す として情報共有することを加え励行す
要な情報についてフェイス・ツ－・フェイスでる。また、制定した要領について周知
ることを励行すること。
コミュニケーションする取組みが不足してい教育を実施する。
た。
（処置完了予定日：平成29年12月28
日）

対策の提言
・安全管理部通達
・3H作業（状態が変化することへの考慮「作業の安全管理要を含む）の定義を具体的に明記する。
領」の改正・作業手順の明確化について記載する
・「非定常作業の安（作業要領等の緊急点検で得られた課題
全管理要領」の反映を含む）。
・「大洗研究開発セ・一般安全チェックシートへホールドポ
ンター（北地区)放射
イントに関する項目を追加する。
線安全取扱手引」

分析結果

具体的な是正処置計画

添付5-1

・「作業の安全管理要領（安管部通達）」、「非定常作業の安全管理要領
大洗研究開発センターは、安全管理に関する下
大洗研究開発センターは、品質マネジメント（所通達）」及び「大洗研究開発セン
部要領等で3H作業に関する作業計画を作成するシステム又は安全管理に関する下部要領等でター(北地区)放射線安全取扱手引（所手順を明確にする必要があったが、3H作業（状3H作業（状態が変化することへの考慮を含
組織の要態が変化することへの考慮を含む）の定義、作通達）」に3H作業に対するホールドポ
む）に対するホールドポイントを含む作業計
因A-3-3
イントを含む作業計画の作成基準を明
業手順、ホールドポイントの明確化等、3H作業
画の作成基準を明確にすること。
確にする改正を行い、教育を実施すを計画する際の下部要領等が定められていな（組織の要因A-3-2の対策に関連）る。
かった。
（処置完了予定日：平成30年4月27日)

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

番号

事実

問題事象

核燃料物
質を収納
した貯蔵
容器を点
検作業
中、樹脂
製の袋が
破裂し、
108号室
を汚染し
作業員が
内部被ば
くした。

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がなり汚問題事象
染検査を実施A-4
したが、蓋の浮き上がり等
通常と異なる
状態を異常と認識できず作業を継続した。

燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際
問題事象 に、樹脂製のA-3袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかっ
【頂上事
た。
象】

頂上事象

【組織の要因A-1-5の内容に同じ。】【組織の要因A-1-5の対策に同じ。】【組織の要因A-1-3の対策に同じ。】【組織の要因A-1-4の対策に同じ。】【組織の要因A-1-5の対策に同じ。】【組織の要因A-1-6の対策に同じ。】【組織の要因A-1-3に同じ。】【組織の要因A-1-4に同じ。】【組織の要因A-1-5に同じ。】【組織の要因A-1-6に同じ。】【組織の要因A-1-7に同じ。】

組織の要【組織の要因A-1-7に同じ。】
因A-1-7

12【組織の要因A-1-2の対策に同じ。】【組織の要因A-1-2に同じ。】【組織の要因A-1-7の対策に同じ。】【組織の要因A-1-1の対策に同じ。】【組織の要因A-1-1に同じ。】

組織の要【組織の要因A-1-1に同じ。】
因A-1-1
組織の要【組織の要因A-1-2に同じ。】
因A-1-2
組織の要【組織の要因A-1-3に同じ。】
因A-1-3
組織の要【組織の要因A-1-4に同じ。】
因A-1-4
組織の要【組織の要因A-1-5に同じ。】
因A-1-5
組織の要【組織の要因A-1-6に同じ。】
因A-1-6【組織の要因A-1-7の内容に同じ。】【組織の要因A-1-6の内容に同じ。】【組織の要因A-1-5の内容に同じ。】――【組織の要因A-1-2の内容に同じ。】【組織の要因A-1-1の内容に同じ。】

―

―

添付5-1

―

―

―

・原子力施設に関連する海外での安全管
理・施設管理に有用な情報や原子力規制庁面談情報等の安全に関する情報を入手し、関連拠点に情報共有する方法を水平展開実施要領に記載する。
・情報を関係部署に情報共有する仕組みを構築する。

【組織の要因A-2-1の内容に同じ。】【組織の要因A-2-1の対策に同じ。】

・安全・核セキュリティ統括部は海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領に対応策を盛り込む。
安全に関する水平展（処置完了予定日：平成29年12月28
開実施要領日）
・大洗研究開発センター施設安全課は 関係部署に情報共有
安全管理に有用な情報等を関係部署に する仕組み
情報共有する仕組みを構築し、教育する。
（処置完了予定日：平成30年4月27日）【組織の要因A-1-7の内容に同じ。】【組織の要因A-1-7の対策に同じ。】―【組織の要因A-1-4の内容に同じ。】【組織の要因A-1-4の対策に同じ。】【組織の要因A-1-6の対策に同じ。】【組織の要因A-1-3の内容に同じ。】【組織の要因A-1-3の対策に同じ。】

制定・改正内容【組織の要因A-1-2の内容に同じ。】

対象文書

具体的な是正処置計画【組織の要因A-1-2の対策に同じ。】

具体的な対策（是正処置計画）

・燃料試験課の職務から燃料研究棟の管理を分離し、新しく燃料研究棟の管管理者は、異常な兆候を確認した場合には速や大洗研究開発センター所長及び福島燃料材料 理を職務とする課を新設し、当該施設
かに作業を停止する必要があったが、作業の管試験部長は、施設管理が適切にできるよう管 に関連する実験済核燃料の安定化処理
組織の要 理を行う立場であり自ら作業を行ったことで視理スパンを考慮する等、ラインとしてチェッ 等を担う原子力基礎工学研究センター
因A-4-1 野狭窄的な作業判断になってしまった等、ライクや適切な判断ができるような作業の管理体 からの兼務者を新設する課の本務職員ンとしてのチェックや適切な判断を行う役割が制を構築すること。
とし、ラインとしてチェックや適切な果たせる要員配置になっていなかった。
判断ができるような体制を構築する。
（処置完了予定日：平成30年3月30日）

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統
括部及び大洗研究開発センター施設安全課）
は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し情報提供を受けた者
組織の要 が気が付くようコメントを記載する等の留意や【組織の要因A-2-2の対策と同じ。】
因A-3-6 各拠点又は各部署である受信側が理解したことの確認をする必要があったが、原子力規制庁面
談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と適切なコミュニケーションを図るための仕組みが明確になっていなかった。

分類
分析結果
対策の提言
組織の要
【組織の要因A-1-2に同じ。】【組織の要因A-1-2に同じ。】
因A-1-2
組織の要【組織の要因A-1-3に同じ。】【組織の要因A-1-3に同じ。】
因A-1-3
組織の要【組織の要因A-1-4に同じ。】【組織の要因A-1-4に同じ。】
因A-1-4
組織の要【組織の要因A-1-5に同じ。】【組織の要因A-1-5に同じ。】
因A-1-5
組織の要【組織の要因A-1-6に同じ。】【組織の要因A-1-6に同じ。】
因A-1-6
組織の要【組織の要因A-1-7に同じ。】【組織の要因A-1-7に同じ。】
因A-1-7
燃材部は、情報提供で入手した他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、組織の要
他拠点の情報であったことから内容を確認して 【組織の要因A-2-1の対策と同じ。】
因A-3-5いない等、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた。

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

番号

事実

問題事象

貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が
核燃料物
浮き上がり
質を収納
「シュ」といした貯蔵う内圧が抜け容器を点る音がなり汚問題事象
検作業
染検査を実施A-4
中、樹脂
したが、蓋の製の袋が浮き上がり等破裂し、通常と異なる
108号室
状態を異常とを汚染し認識できず作
作業員が
業を継続し
内部被ば
た。
くした。

【頂上事
象】

頂上事象

13

【組織の要因A-3-2に同じ。】

組織の要【組織の要因A-3-2に同じ。】
因A-3-2

対策の提言【組織の要因A-3-1に同じ。】

分析結果

組織の要
【組織の要因A-3-1に同じ。】
因A-3-1

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）【組織の要因の対策A-3-2に同じ。】【組織の要因の対策A-3-1に同じ。】

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

制定・改正内容【組織の要因A-3-2の内容に同じ。】【組織の要因A-3-1の内容に同じ。】

対象文書

具体的な是正処置計画

添付5-1

番号

事実

問題事象

作業員は、貯蔵容器内の確認作業におい核燃料物て作業計画に質を収納
従い半面マス
した貯蔵
クを装着して容器を点問題事象 いたが、樹脂検作業製の袋が破裂B-1中、樹脂することを想
製の袋が
定していな
破裂し、
かったことか
108号室
ら飛散した核を汚染し燃料物質を吸作業員が入摂取した。
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象
分析結果

対策の提言

具体的な対策（是正処置計画）

―

対象文書

組織の要
【組織の要因B-1-2に同じ。】
因B-1-2

14【組織の要因B-1-2に同じ。】【組織の要因の対策B-1-2に同じ。】――

制定・改正内容

添付5-1―

・核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を、放射線管理マニュアルに定める。

・顔面近傍に汚染が付着している場合の対応等、身体除染の方法について、放射線安全取扱手引きに定める。

・緊急時対応の手順

・広範な身体除染を伴う事故を想定し、定期的な訓練の実施

・必要な資機材の整備、緊急時対応手順

・定期的な訓練の実施

具体的な是正処置計画

・原子力防災訓練中
・顔面近傍に付着した放射性物質の拭 期計画改正
大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試
き取り、半面マスクの交換時や鼻スミ験部長、安全管理部長）は、燃料研究棟でプル
ヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法 ・各部署の事項対策
トニウムによる室内全域汚染や身体汚染が発生 大洗研究開発センターは、広範な身体除染をなど身体除染の方法を明確にしセン
要領等の改正するような事故を想定し、事故対策規則の下部 伴う事故を想定し、定期的な訓練の実施や必ター文書を改定し、教育を実施する。
組織の要
要領等において緊急時対応の手順を明確にする 要な資機材の整備を含め、事故対策規則の下（処置完了予定日：平成30年1月31日） ・原子力防災訓練中
因B-1-2必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を 部要領等において緊急時対応の手順を明確に期計画の改正想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資 すること。
・核燃料物質等で広範な身体汚染が発機材の整備を含めた手順が明確になっていな
生した場合の除染後のサーベイメータ ・放射線安全取扱手
かった。
による汚染測定方法や手順、測定上の 引の改正
注意事項を検討し、放射線管理マニュ
アルに定め、教育を実施する。検討に ・放射線管理マニュ
当たっては、機構大の「広範な身体汚 アルの改正染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置についてのガイドライン」策定のＷＧに参画し、他拠点の意見も取り入れる。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）

・各部署の事故対策要領等に必要な資機材の整備を含め緊急時対応の手順を定め、周知教育を実施する。
（処置完了予定日：平成30年4月27日）

・定期的な訓練の実施について、原子力防災訓練中期計画に定める。
（処置完了予定日：平成30年3月30日）

大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料試
験部長、安全管理部長、管理者）は、身体汚染を確認した場合の初動時対応として、皮膚に付 大洗研究開発センター（所長、福島燃料材料
着した核燃料物質が汗等で半面マスク内に入り 試験部長、安全管理部長、管理者）は、身体込んで吸入摂取することをできるだけ避けるよ 汚染を伴うような事故が発生した場合等の緊組織の要急時の対応について、役割を明確にするとと 【組織の要因A-4-1の対策に同じ。】
う、簡易的な汚染部位の拭き取り除染や固定
因B-1-1（封じ込め）等による汚染拡大や内部被ばく防 もに、ラインとしてチェックや適切な判断が止を指示する必要があったが、身体汚染に関す できるような体制を構築すること。
る応急処置に気付かなかった等、組織としての （組織の要因A-4-1の対策に関連）チェックや適切な判断を行う役割が機能してい
なかった。

分類

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

番号

事実

問題事象

作業員は、貯蔵容器内の確認作業におい核燃料物て作業計画に質を収納
従い半面マス
した貯蔵
クを装着して容器を点問題事象 いたが、樹脂検作業
B-1製の袋が破裂中、樹脂することを想
製の袋が
定していな
破裂し、
かったことか
108号室
ら飛散した核を汚染し燃料物質を吸作業員が入摂取した。
内部被ば
くした。

【頂上事
象】

頂上事象
分析結果

【直接要因A-3-1の背後にある組織の要因（A1-1～7、A-3-1～4）に同じ。】

組織の要【組織の要因B-1-2に同じ。】
因B-1-2

組織の要【組織の要因B-1-1に同じ。】
因B-1-1

分類

対策の提言

15

【直接要因A-3-1の背後にある組織の要因（A-1-1～7、A-3-1～4）に同じ。】【組織の要因B-1-2に同じ。】【組織の要因B-1-1に同じ。】

組織の要素を含む背後要因

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）【直接要因A-3-1の背後にある組織の要因（A-1-1～7、A-3-1～4）に同じ。】【組織の要因の対策B-1-2に同じ。】【組織の要因の対策B-1-1に同じ。】

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する組織要因に対する是正処置計画

―

―

―

対象文書

具体的な是正処置計画

―

―

―

制定・改正内容

添付5-1

2

1

頂上
事象

事故発生
後に顕在
化した問
題の改善

＊

番号

②身体汚染検査の管理①除染用設備の管理＊

問題事象

不適合の原因特定及び是正処置の計画＊

燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系
統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、管理要領を改定す
る。

対策の提言

16

作業員の身体除染後、燃料研究棟の管理区域から退出する際には、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に基づき身体汚染検査を行い検出下限値未満であると判断されているが、結果として身体汚染が残留していたことが問題で ・対策：安全管理部は、身体除染の確認の方あった。
法に関して、身体除染の方法や除染後の測定
・原因：放射線管理第2 課員は、除染用シャ方法に関する手順等を明確にする。
ワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけてα 線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。

除染用シャワーについて、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験部事故対策要領」及び「放射線安全取扱手引」に基づき定期的に点検を行っていた。しかし、今回の事故対応において身体除染の際に除染用シャワーに不具合があり、別建家からホースで洗浄水を引き込むな
ど、除染用シャワーが必要なときに使えなかったことから、管理区域の放射線管理における洗浄設備の管理に問題があった。
・原因：燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。

分析結果

＊＊

＊法令報告書(第3報)における記載(抜粋)＊＊燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）(抜粋)

3.その他顕在化した事項
3.1直接的な要因に係る事項

対象文書

是正処置計画・核燃料物質等で広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法や手順、測定上の注意事項を検討し、放射線管理マニュアルに定め、教育訓練を実施する。
放射線管理マニュア・検討に当たっては、機構大の「広範な身体汚染が発生した場合 ルの改正の汚染管理を踏まえた措置についてのガイドライン」策定のWGに参画し、他拠点の意見も取り入れる。
（処置完了予定日：平成30年1月31日）

・保安規定に定めるシャワー等の 燃料研究棟本体施洗浄設備、管理区域内の資機材等 設・特定施設共通作を含めた点検方法及び判定基準を 業要領No31 「管理明確にした燃料研究棟本体施設・ 区域内共通設備・資特定施設共通作業要領に制定する 材の点検要領」の制とともに、周知教育を実施する。 定【処置完了日：平成29年11月8日】

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

・核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、注意事項、教育訓練の実施を、放射線管理マニュアルに定める。

保安規定に定めるシャワー等の洗浄設備、管理区域内の資機材等を含めた点検方法及び判定基準を燃料研究棟本体施設・特定施
設共通作業要領に定める。

改正内容

添付5-1

その
他関
連す
る事
項

No.

17

安全管理部（放射線管理第2課）は、身体除染後 安全管理部は、α線放出核種で身体汚染をしに汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方 た場合の身体汚染の測定を適切に行うため組織の要法で測定し、その後も継続して確認する必要が に、除染後の汚染検査に関する手順並びに役
因C-2-1あったが、除染後の汚染検査に関する手順等が 割を明確にすること。
（組織の要因B-1-2の対策に関連）明確でなかった。

燃料研究棟の管理区域から退出する際、
問題事象
作業員の身体C-2
汚染検査で汚染箇所が残っていた。

・燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した
場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底すること。
（組織の要因B-1-2の対策に関連）対策の提言

燃料試験課は、緊急時対応設備が故障した場合
あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点
組織の要 検方法を明確にする必要があったが、使用状況
因C-1-1 を勘案してその都度補修（交換）を検討している等、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。

分析結果

身体汚染事故が発生した燃料研究棟にお問題事象 いて、緊急用の除洗用シャ
C-1
ワー設備が使用できなかった。

問題事象

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析の報告書(平成29年12月）

3.2組織的な要因に係る事項

対象文書

添付5-1

【組織の要因の対策B-1-2に同
じ。】

―

―

・南地区に対しては、燃料材料試
験施設(南地区)安全作業要領の「D-2設備の運転・保守管理」について、緊急時対応設備の特定、点検方法(点検結果の妥当性を含む。)を明記するための改正を行
燃料材料試験施設(南地区)安全作業要領のい、周知教育を実施するとともに「D-2主要設備等の自主検査」について、
燃料材料試験施設(南緊急時対応設備の維持管理の徹底
緊急時対応設備の特定、点検方法(点検結地区)安全作業要領のを図る。
果の妥当性を含む。)を明記するための改（処置完了予定日：平成29年12月 改正正を行い、周知教育を実施するとともに緊
28日）
急時対応設備の維持管理の徹底を図る。

「緊急防護器材等点検」、「非常用備品点検」を、燃料研究棟の点検要領として新たに制定し、また、新たにグリーンハウス等の資材を追加常備するなど、事故を想定し必要となる設備、資機材を再度確認し、それらを定期的に点検する要領として定める。

制定・改正内容

具体的な是正処置計画

・事故を想定し必要となる設備、資機材を管理する要領を燃料研究
棟本体施設・特定施設共通作業要 燃料研究棟 本体施領に制定し教育すると共に、それ 設・特定施設共通作
ら資機材が常に利用できるよう維 業要領「緊急防護器
持管理する。
材の点検要領」の制（処置完了予定日：平成30年3月30 定日）

具体的な対策（是正処置計画）

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

(1)に加え、以下の2 つに示すようにリス
クを回避する
機会を逸して
しまった。

1

2

因に関す
る事項

(1) 今回の事故における直接的な原因（12 項
目）及びその他顕在化した除染用設備と身体汚染検査の問題の原因（2 項目）と合わせて、合計14 項目の原因が保安要求に対して十分でな
かった。それぞれ対策を講ずる必要があるが、8.4 原因 今回の事故の原及び対策 因として、最ものまとめ 深刻と考えられに記載さ る原因は、以下れている の貯蔵時とその事故の原 後の点検時の2点である。

原因 法令報告書(第3報)における記載
No.
問題事象
番号

3.3その他の事項
具体的な対策（是正処置計画）

対象文書

具体的な是正処置計画【原因④、⑤の対策と同じ】・核燃料物質の貯蔵及び管理に関 【原因④、⑤の内容と同じ。】
する要領の制定

18

これらについて以下の対策を講ずることが、今後同様の事故防止の観点から極めて重要である。
① 貯蔵容器の点検等の計画段階において、貯蔵  取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認 【原因⑦の対策と同じ。】
容器の内容物に関する情報を調査したものの、 できない場合は、リスクを考慮した安全な作 ・「放射線作業計画の作成要領」 【原因⑦の内容と同じ。】
核燃料物質は安定化した状態で保管されている 業計画を作成するため、核燃料物質の安全取 の制定及び「放射線安全チェックと思い込み、汚染のリスクを防止する詳細な作 扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選 リストの運用要領」の改正
業計画書を作成していなかった。
定を含む。）等の基本的事項を手順に明確に② 点検等の作業中において、貯蔵容器の蓋のボ する。【原因⑦の対策と同じ。】
ルトを緩めた際、これまでに経験のない蓋の浮き上がりや内圧が抜ける音に対して異常と認識 リスクを回避するため、手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に 【原因⑨の対策と同じ。】
できず、作業を中断できなかった。
作業を停止するホールドポイント（作業中断 ・「放射線作業計画の作成要領」 【原因⑨の内容と同じ。】
点）を作業計画で明確化する。【原因⑨の対 の制定策と同じ。】

核燃料物質を安定して保管するために、核燃
料物質の貯蔵及び管理に関する基本的な基準を策定する。【原因④、⑤の対策と同じ。】【原因③の対策と同じ。】
・必要な情報を維持管理するため 【原因③の内容と同じ。】の要領の制定核燃料物質の貯蔵の条件である「放射線分解
によるガス圧の上昇に十分注意する」ことの【原因④の対策と同じ。】
趣旨を理解させるために、今回発生した事故
・事故の原因と対策についての教 【原因④の内容と同じ。】
に関する原因（エポキシ樹脂とPu の放射線に育の実施よる影響でガスが発生すること）と対策を教育する。【原因④の対策と同じ。】[是正処置の計画]① 平成3 年、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し貯蔵容器No.1010 にX 線回折測定済試料を酸化加熱処理せず貯蔵した。
核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な② 平成8 年、ポリ容器の破損や樹脂製の袋の膨 事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、張を確認したにもかかわらず、放射線安全取扱 使用履歴等）を手順に明確にし、それらの記手引の要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への 録の長期にわたる管理を確実なものとする。
変更や点検などの改善及びこれらの情報が継承 【原因③の対策と同じ。】
されなかった。

[不適合の原因特定]

不適合の原因特定及び是正処置の計画

燃料研究棟の汚染事故に関する不適合の原因特定及び是正処置計画

制定・改正内容

添付5-1

受講者が教育内容を理解していること。

放射線安全取扱手引及び今回の事故の原因と対策に関する教育

福島燃料
材料試験
部

④

5

安全、安定に貯蔵するまでの計画が策定されていること。

4

現状の貯蔵容器の内容物確認等の計画策定
・貯蔵庫に収納されている貯蔵容器について、内容物を確認し、安全、安定に貯蔵するための計画を策定する。

②
⑤

3

1

【処置完了】
平成29年11月15日

平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成30年1月31日

手引に基づき、課内要領が整備され運用されていること。

燃料研究棟使用手引改正及び教育①
・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを記載する。【①③】・貯蔵している核燃料物質の定期点検を行うことを記載する。【⑤】・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記することを記載する。【⑥⑧】
・貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボック
ス等の気密設備内において行うことを定める。
【⑦⑨】

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

①
③
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨

平成30年1月31日

本体施設作業要領「核燃料物質の管理」制定及び教育
・核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項を明確にするとともに、今後行う核燃料物
質の貯蔵作業の都度、記録の作成・更新を行う
ことを記載する。【①③】・以下の事項を明確に記載する。【②③⑤】(a) Pu、Am等α線を放出する核種を含む試料
は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等
要領に基づく記録が核燃料物を加熱により分解・除去する。
質の貯蔵作業時に作成されて(b) Pu、Am等α線を放出する核種を含む粉末状いること。
の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d) 炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。

改正された手引に貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボックス等の気密設備内において行うことが記載されてい
ること。

福島燃料
材料試験
部

①
②
③
⑤

2

是正処置完了予定日

平成29年12月28日

評価指標特定した事項が作成する要領に反映されていること。

貯蔵に関する必要な事項の特定

実施項目

燃料研究棟使用手引改正及び教育②
・貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボック
ス等の気密設備内において行うことを定める。
【⑦⑨】

福島燃料
材料試験
部

担当部署

①
③

直接原因項目

1No.

1.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(直接的な要因に係る事項)

有効性評価

平成29年11月
特定平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

教育

改正

教育

制定

有効性評価

平成30年1月

平成30年2月

策定

教育

改正

平成30年3月

有効性評価(平成30年4月)

有効性評価(平成30年6月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度添付5-2

【処置完了】
平成29年12月15日【処置完了】
平成29年12月15日

共通施設作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」改正及び教育
 作業計画を作成する際に核燃料物質などの放射性物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛込むことを手順として 要領に基づき作業計画が作成されていること。
定める。【⑦】
 手順と異なる事象が発生した場合や異常の兆候を確認した場合に作業を停止するホールドポ
イント（作業中断点）を明確にして作業計画に盛込むことを手順として定める。【⑦⑨】共通施設作業要領「No.6燃料研究棟における放射線安全チェックリストの運用」改正及び教育・ 取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合は、事前に作成する放射線安全
チェックリストの項目「呼吸保護具の使用について」及び項目「身体防護具の使用について」 要領に基づき作業計画においにおいて、汚染事故の発生も想定し、安全性の て適切な装備が選定されていること。
高い上位の装備を選定するよう記載する。
【⑦】
・性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。【⑩⑪】

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

⑦

⑦
⑨

⑦
⑩
⑪

7

8

9

10

2

平成29年12月28日

核燃料物質使用変更許可申請
書が許可され、核燃料物質使用施設等保安規定が認可されていること。

核燃料物質使用変更許可申請、核燃料物質使用施設等保安規定変更認可申請及び改正教育・使用許可書及び保安規定での核燃料物質のフードにおける取り扱い量を削除する。

福島燃料
材料試験
部

⑥
⑧
平成29年12月28日

入手した情報について要領に基づく記録が作成されていること。

「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領(仮称）の制定及び教育
・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リスト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映する仕組みを構築する。【⑥⑧】

福島燃料
材料試験
部

平成30年1月31日

是正処置完了予定日

⑤

評価指標

6

実施項目

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されているこ
と。

担当部署

本体施設作業要領「貯蔵中の核燃料物質の定期点検」制定及び教育
・核燃料物質を貯蔵するに当たって、内容物の点検項目、点検方法及び点検頻度を明確にする（通常状態と異常状態の判断基準及び交換基準の明確化を含む。）。

直接原因項目

福島燃料
材料試験
部

No.

平成29年11月

改正

改正

申請

教育

教育

教育

制定

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

教育制定

平成30年1月

平成30年2月

有効性評価

平成30年3月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度添付5-2

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

H30年度の教育訓練計画にグ
リーンハウスを設置するような事故を想定した訓練が記載されていること。

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領「緊急防護器材の点検要領」の制定・事故を想定し必要となる設備、資機材を管理する要領を制定する。

「燃料材料試験施設に係る要領書」教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュアルの改正及び教育・事故時に資機材を速やかに活用するため、グ
リーンハウスを設置するような事故を想定した訓練を行う仕組みを追加する。

グリーンハウス設置訓練の実施
・グリーンハウスを設置するような事故を想定した訓練を行う。

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

⑫

⑫

⑫

⑫

13

14

15

16

グリーンハウスを設置するような事故を想定した訓練を実施していること。

訓練を実施し、事故時に必要な設備、資機材、要員等が十分準備されていることを確認する。

事故時に必要な設備、資機材、要員等が十分準備されていることの再確認
・事故を想定し必要となる設備、資機材や要員等が十分に準備されていることを現場確認や関係する要領により再度確認する。

福島燃料
材料試験
部

3

【処置完了】
平成29年11月8日

平成29年12月28日【処置完了】
平成29年12月15日【処置完了】
平成29年12月8日

平成30年1月31日

安全管理
部

⑫

12

「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」改正及び教育・呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。

身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策、資機材の維持管
理方法について明確にしたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

平成30年1月31日

呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用
前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について明確にしたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

「大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引」改正及び教育・身体汚染時の退出基準、汚染拡大防止策、資機材の維持管理方法について記載する。

是正処置完了予定日

評価指標

実施項目

安全管理
部

担当部署

⑩
⑪

直接原因項目

11

No.

有効性評価

平成29年11月

教育

制定

教育

制定

改正

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

教育

教育

平成30年1月

平成30年2月

平成30年3月

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年7月)

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度

添付5-2

A-1-1

A-1-2

A-1-3

A-1-4

2

3

4

要因項目

1

No.

安全管理部

安全管理部

4

保安活動を実施する文書について利用者が、狙いや背景を理解できるよう文書レビューの視点を定めた文書に基づき、文書レビューが実施されていること。

安全管理部

文書レビュー要領（又は、「技術マニュアル等作成指針」）の制定及び教育
保安活動を実施する文書について利用者が、狙
いや背景を理解できるよう文書レビューの視点を定める。

平成29年11月30日

改定した品質目標に基づき実施した教育の実施結果（課題を含む）が評価され、次年度の品質目標に反映されていること。

センターの品質目標を改定し、今回の事故の教訓（原因分析結果を含む）の教育の実施を施策として明確に示す。

福島燃料材
料試験部

平成30年4月27日

平成30年3月30日

平成29年12月28日

文書レビューが実施され、レビュー記録が作成されていること。

「燃料材料試験施設に係る要領書」レビュー要
領の改正及び教育
・作業マニュアル等を適切に制定、改正するための文書レビューの視点、方法等を記載する。

福島燃料材
料試験部

原因分析の結果を反映し、今回の事故の顛末及び教訓を含む教育資料が作成されていること。

平成30年3月30日

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育要領に基づく記録が作成されているこ・核燃料物質の貯蔵及び使用に関する情報としと。
て必要な事項を明確にし、それらの事項を記録し、管理することについて記載する。

今回の事故の顛末及び教訓を教育資料にまとめる。

平成30年3月30日

福島燃料材
料試験部

福島燃料材
料試験部

是正処置完了予定日

燃料研究棟使用手引の改正及び教育
・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録及び取 手引に基づき、課内要領が整備され運用り扱い(使用）の記録の管理について課内要領に されていること。
従い管理することを記載する。

評価指標

平成30年3月30日

実施項目

燃料研究棟 本体施設作業要領「核燃料物質の管理」（仮名）の制定及び教育要領に基づく記録が作成されているこ・「貯蔵」に加え、取り扱い（使用）に必要なと。
情報を整備し、記録として管理するよう記載す
る。

担当部署

2.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(組織的な要因に係る事項)

改定

教育

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表
平成30年2月

レビューの視点の検討

教育資料の作成

実施及び達成状況の確認

平成30年1月

制定

有効性評価

教育

改正

教育

改正

教育

制定

平成30年3月

教育

有効性評価

平成30年4月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価（平成30年5月）

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

添付5-2

A-1-5

A-1-6

A-1-7

6

7

要因項目

5

No.

【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台帳）。】

福島燃料材
料試験部

福島燃料材
料試験部

5

【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台帳）。】

受講者が教育内容を理解していること。

次年度の年間教育計画に教育が計画されていること。

「燃料材料試験施設に係る要領書」教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュアルの改正及び教育・潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高める教育を行う仕組みを記載する。

福島燃料材
料試験部

潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高めるため、燃料研究棟の事故事例研究を含めた教育を実施する。

体制の一体化に向けた組織の見直しが行われていること。

・燃料試験課の職務から燃料研究棟の管理を分離し、新しく燃料研究棟の管理を職務とする課を新設し、当該施設に関連する実験済核燃料の安定化処理等を担う原子力基礎工学研究セン
ターからの兼務者を新設する課の本務職員とし、廃止措置に向けた活動を一体化する。

福島燃料材
料試験部

部内において保安活動に係る重要事項の審議が実施されていること。

課内の検討会が開催され、安全への影響等について審議が実施されていること。

評価指標

福島燃料材
料試験部

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領「No.1燃料研究棟における安全検討会規約」の改正及び教育・参加メンバーを含めレビューし、保安活動に関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議し、妥当性を確認する仕組みを記載する。

実施項目「燃料材料試験施設に係る要領書」福島燃料材料試験部安全技術検討会規約の改正及び教育・参加メンバーを含めレビューし、保安活動に関する重要な業務の手順等を変更する場合の安全への影響等を審議し、妥当性を確認する仕組みを記載する。

福島燃料材
料試験部

担当部署

2.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(組織的な要因に係る事項)

平成30年3月30日

平成30年2月28日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

教育

改正

教育

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

事例研究

平成30年2月

有効性評価

組織の見直し教育改正

平成30年3月

有効性評価

平成30年4月【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台帳）。】

平成30年1月

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

添付5-2

A-2-1

A-2-2

A-3-1

A-3-2

9

10

11

要因項目

8

No.

【組織要因A-1-7の内容と同じ】

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領№3「燃料研究棟における作業計画の作成手順」の改正及び教育・作業計画(3H作業を含む)を作成する際に核燃料物質などの放射性物質の安全取扱い、作業方要領に基づき作業計画が作成されている法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等こと。
の基本的事項を明確にし、作業計画に盛込むことを手順として定める。また、作業の対象物の状態変化(経時変化)考えられる場合においても3Hとして扱うよう明記する。【直接要因⑦と関
連】

福島燃料材
料試験部

福島燃料材
料試験部

平成29年12月28日

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育(A-9各種計画書の作成基準、A-10安全作業マ
ニュアル作成要領及びA-11安全作業手順作成・ 作成された作業計画において、3H作業に対する作業手順が記載されていること。
運用要領)
・3H作業（状態が変化することへの考慮を含む）に対する作業手順（ホールドポイントを含む）を明記する。

福島燃料材
料試験部

6

平成30年3月30日

改正された要領に基づき個別業務に係るレビューが実施されていること。

福島燃料材
料試験部

平成30年1月31日

平成30年2月28日

平成30年4月27日

平成30年4月27日

平成29年12月28日

是正処置完了予定日

福島燃料材料試験部QA要領書の改正及び教育・個別業務に係るレビューの視点について具体化する。

【組織要因A-1-7の内容と同じ】【組織要因A-3-6の対策に同じ。】【組織要因A-3-6の対策に含む。】

安全・核セ
キュリティ
統括部

安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有され適宜施設の管理の改善に反映されていること。

入手した情報について要領に基づく記録が作成されていること。

評価指標

安全管理部

「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領(仮称）の制定及び教育・Pu貯蔵管理情報に加え、安全管理に関する関連情報を入手及び発信する仕組みを記載する。

実施項目

情報共有の仕組みの充実及び教育
安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実するとともに適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築し、教育する。

福島燃料材
料試験部

担当部署

2.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(組織的な要因に係る事項)
平成30年2月【組織要因A-3-6の内容と同じ。】

平成30年1月

教育

改正

改正

教育

【組織要因A-1-7の内容と同じ。】

教育制定

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

改正

仕組みの構築平成30年3月

教育

教育

平成30年4月

有効性評価(平成30年7月)

有効性評価(平成30年7月)

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

添付5-2

A-3-3

A-3-4

A-3-5

A-3-6

A-4-1

B-1-1

13

14

15

16

17

要因項目

12

No.

安全管理部
福島燃料材
料試験部

7

【組織要因A-4-1の内容と同じ。】

福島燃料材
料試験部

【組織要因A-4-1の内容と同じ。】

ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業管理体制の見直しが行われていること。

燃料試験課の職務から燃料研究棟の管理を分離し、新しく燃料研究棟の管理を職務とする課を新設し、当該施設に関連する実験済核燃料の安定化処理等を担う原子力基礎工学研究センター
からの兼務者を新設する課の本務職員とし、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような作業管理体制を構築する。

安全・核セ
キュリティ
統括部

安全管理部

海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開する内容を反映した要領が改正され、運用されていること。

安全に関する水平展開実施要領改正（安核部）
海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的に展開できるよう、水平展開実施要領等に対応策を盛り込む。

福島燃料材
料試験部

安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有され適宜施設の管理の改善に反映されていること。

【組織要因A-2-1の内容と同じ。】【組織要因A-2-1の内容と同じ。】

福島燃料材
料試験部

情報共有の仕組みの構築及び教育
安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実する。

平成29年12月28日「福島燃料材料試験部品質保証に係わる管理要領書」コミュニケーション要領(仮称）の制定及施設管理や作業管理に必要な情報についび教育・保安活動に関する課員からの情報を意識して ては、フェイス・ツー・フェイスにて情確認する等、施設管理や作業管理に必要な情報 報共有されていること。
が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを記載する。

平成30年3月30日

平成30年3月30日

平成30年4月27日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成30年4月27日

是正処置完了予定日

安全管理部

評価指標

改正した要領に基づき、作業計画が作成されていること。

実施項目「作業の安全管理要領（安管部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」及び「大洗研究開発センター(北地区)放射線安全取扱手引（所通達）」の改正及び教育
・3H作業の定義を具体的に明記
・作業手順の明確化（作業要領等の緊急点検で得られた課題の反映を含む）
・一般安全チェックシートへホールドポイント
に関する項目を追加

担当部署

2.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(組織的な要因に係る事項)

教育

改正案検討

平成30年1月

平成30年2月

改正

体制構築

有効性評価

有効性評価

改正

平成30年3月【組織要因A-4-1の内容と同じ。】

仕組みの構築【組織要因A-2-1の内容と同じ。】

制定

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

有効性評価

教育

教育

平成30年4月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

添付5-2

18

No.

B-1-2

要因項目

安全管理部

8

核燃料物質等で広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法や手順、測定上の注意事項を定めたマニュアルを反映して訓練を実施していること。

放射線管理マニュアルの改正及び教育
核燃料物質等で広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法
や手順、測定上の注意事項を検討し、放射線管
理マニュアルに定め、教育訓練を実施する。検討に当たっては、機構大の「広範な身体汚染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置についてのガイドライン」策定のＷＧに参画し、他拠点の意見も取り入れる。

安全管理部

平成30年1月31日

平成30年1月31日

安全管理部

顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取り、半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭き取りや固定方法など身体除染の方法を明確にした手引きを反映した訓練が実施されていること。

平成30年4月27日

事故対応資機材の整備を含む緊急時対応
手順を定め改正した事故対策要領等を反映して訓練を実施していること。

各部の事故対策要領等の改正及び教育
事故対応資機材の整備を含む緊急時対応の手順

放射線安全取扱手引きの改正及び教育
顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取り、半面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭
き取りや固定方法など身体除染の方法をセンター文書で明確にする。

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

安全管理部

評価指標

原子力防災訓練中期計画に基づき訓練が実施されていること。

実施項目

原子力防災訓練中期計画へ汚染事故を想定した訓練の定期的な実施を定める。

担当部署

2.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(組織的な要因に係る事項)

改正案検討

改正

改正案検討 改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

教育

教育

平成30年1月

平成30年2月改正

改正

平成30年3月

教育

平成30年4月

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度

添付5-2

要因項目

除染用設備
の管理

No.

1

平成29年12月28日

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育
福島燃料材
(D-2 設備の運転・保守管理要領)
料試験部
・緊急時対応設備の特定、点検方法(点検結果の妥当性を含む。)を明記するための改正を行う。

9【処置完了】
平成29年11月8日

燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領No31「管理区域内共通設備・資材の点検要領」の制定
要領に基づく点検が実施さ
福島燃料材 ・保安規定に定めるシャワー等の洗浄設備、管理
れ、記録が作成されているこ料試験部 区域内の資機材等を含めた点検方法及び判定基準と。
を明確にする。【直接要因 その他顕在化した事
項①の対策に同じ。】

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

【処置完了】
平成29年12月15日

是正処置完了予定日

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領
要領に基づく点検が実施さ
福島燃料材 「緊急防護器材の点検要領」の制定
れ、記録が作成されているこ料試験部 ・事故を想定し必要となる設備、資機材を管理すと。
る要領を制定する。

担当部署

評価指標

身体汚染検
査の管理

2

実施項目

平成30年1月31日「放射線管理マニュアル（北地区）」改正及び教育
身体除染の方法や除染後の測・身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方定方法に関する手順を明確に
安全管理部 法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にすしたマニュアルを反映して訓るため、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体練を実施していること。
汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を記載する。

3.2組織的な要因に係る事項【処置完了】
平成29年11月8日

是正処置完了予定日

除染用設備
の管理

評価指標

1

実施項目

共通作業要領「No.31管理区域内共通設備・資材 ・要領に基づく点検が実施さの点検要領」制定及び教育
れ、記録が作成されているこ
福島燃料材
・除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関 と。
料試験部
して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよ ・受講者が教育内容を理解しう記載する。
ていること。

担当部署

項目

No.

3.1直接的な要因に係る事項

3.ランクA(①)に係る是正処置計画詳細工程(事故発生後に顕在化した事項)

教育

制定

教育

改正

有効性評価

平成29年12月

改正案検討

教育

平成29年11月

平成30年1月

改正

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

平成30年2月

教育

平成30年1月

平成30年3月

平成30年2月

平成30年4月

平成30年3月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年7月)

平成30年度

平成30年度の教育訓練計画に基づき、教育訓練を実施し、有効性を評価する。

有効性評価(平成30年10平成30年度

添付5-2

2

身体汚染検
査の管理

安全管理部 【組織要因B-1-2の内容に含む。】【組織要因B-1-2の内容に含む。】

10

平成30年1月31日【組織要因B-1-2の内容に含む。】

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画詳細工程表

添付5-2