安全性向上評価（再処理・MOX）の取組みについて

2021年9⽉９⽇
⽇本原燃株式会社

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１．はじめに2021年8⽉2⽇の再処理施設及びMOX燃料加⼯施設の安全性向上評
価の取組みに係る⾯談において受けた指摘事項について、⽅針を説明する。
【指摘事項】(1)安全性向上評価に関する体制について、保安規定でのＱＭＳによる継続的改善等の活動との関係を踏まえて具体的に整理すること。
(2)確率論的リスク評価の取組状況について、現状と第１回⽬の安全性向上評価での取扱い、⻑期的な整備⽅針等を整理すること。
(3)リスク評価に関しては、事業変更許可時に設計基準事故や重⼤事故の事象選定で発⽣確率や影響程度を取り上げているところ、定性的な評価や概略評価で検討すべき事象等を抽出するなど、第１回⽬の安全性向上評価において実施できる事項及び第２回⽬以降に繋がる対応について検討すること。
(4)安全裕度評価に関しては、事業変更許可時に⼤規模損壊対処で想定している事象等を踏まえた設計想定を超えた場合の影響について分析することなどを検討すること。
(5)安全性向上評価ガイドにおいて届出書記載事項としている「追加措置の内容」や「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」での記載内容について、実⽤炉の例も踏まえつつ、⽇本原燃で検討している平常時の放射性物質の放出量抑制の効果の確認、重⼤事故に伴う⼀般公衆の放射線被ばく線量の評価等の取扱いを整理すること。
(6)⾒込んでいる安全性向上評価に係る社内要領整備の期間について、重⼤事故等対処設備に関する⼯事や要領整備との関係を整理すること。
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2.指摘事項に対する対応⽅針(1)(1)安全性向上評価に関する体制について、保安規定でのＱＭＳによる継続的改善等の活動との関係を踏まえて具体的に整理すること。
①安全性向上評価の取り組み体制
⾃主的・継続的な安全性向上への取り組みについては、保安規定に基づく品質マネジメントシステムに基づき⾏うことを基本とする。
再処理施設及びMOX燃料加⼯施設の安全性向上評価の実施体制（保安規定に定める保安に関する組織と同じ）を図1及び図2に⽰す。
なお、安全性向上評価における役割は、以下のとおり。
・各課⻑は、職制における責任、権限に基づき、担当業務に係る評価項⽬の調査、評価および改善を実施
・保安管理課⻑は、事務局として全体調整、届出書のとりまとめ
・副事業部⻑は、統括管理者として全体の統括管理
・核燃料取扱主任者は、届出書の確認
・安全委員会、品質・保安会議は、届出書の審議

図1 再処理施設の安全性向上評価の実施体制(保安規定に定める保安に関する組織と同じ）

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2.指摘事項に対する対応⽅針(1)

図２ MOX燃料加⼯施設の安全性向上評価の実施体制(保安規定に定める保安に関する組織と同じ※）※建設段階の組織であり、運転段階において組織改正を⾏う

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2.指摘事項に対する対応⽅針(2)(2)確率論的リスク評価の取組状況について、現状と第１回⽬の安全性向上評価での取扱い、⻑期的な整備⽅針等を整理すること。
【再処理施設】
確率論的リスク評価の⻑期的な整備⽅針としては、これまで発電炉以外で本格的なPRAの実績がなく、評価に当たっての課題を解決しながらの実施には相当の期間を要するため、事象別にグループ化し優先度を定めて評価可能な範囲から順次評価を進めていく。具体的には、潜在的影響の⼤きい冷却機能の喪失による蒸発乾固、放射線分解により発⽣する⽔素爆発の2事象を【グループ1】として優先的にPRA整備を⾏ない、その他の事象（臨界など）を【グループ2】として【グループ1】のPRA整備後に評価を実施する予定である。
現状は、【グループ1】(蒸発乾固、⽔素爆発)の設計基準設備(DB範囲)の評価を実施し、今後は重⼤事故対策(SA範囲)に対する評価に着⼿する段階である。【グループ1】、【グループ2】これらの事象を⼀通り評価するには5年程度の期間を要する。(図3︓PRA全体⼯程参照）
このため、第１回⽬の安全性向上評価では、PRAの整備計画および実施状況について報告する。
（参考）再処理施設のPRA研究について 1990年頃より、内的事象PRAの試⾏評価を通じて、モデル構築等の検討を進めてきた（主に設計基準設備の機能喪失）。
 2010年頃より、地震PRAの試⾏評価を通じてモデル構築・フラジリティ評価⼿法などの検討を進めてきた（主に設計基準設備の機能喪失） 。
 近年では、HRA⼿法について、最新⼿法（HRA-Calculator）による試評価を通じて適⽤性を確認した。
 現在は主に以下について検討を進めている状況である。
・運転実績に基づく機器故障率の整備（2006年〜2019年のCR登録情報に基づき整備。なお、故障率の整備範囲についてはPRAの対象機器との紐づけが必要となるため、PRAの成熟状況に応じて順次拡⼤していく）。
・地震PRA⾼度化研究（機器フラジリティ⾼度化など）
・事故時の放出量評価に係る放射性物質の移⾏挙動研究（Ruの移⾏挙動など）

52.指摘事項に対する対応⽅針(2)2019年度

2020年度

安全性向上
評価届出時期グループ 蒸発乾固1
水素爆発

2021年度

2022年度

2023年度☆竣工▽初回届出設計基準 (DB範囲 )の評価

2024年度▽ 2回届出2025年度▽ 3回届出2026年度▽ 4回届出2027年度▽ 5回届出

重大事故対策(SA範囲)
に対する評価その他（臨界など）の事象(DB,SA 範囲 )グループ その他事象
2（臨界など）図3 PRA全体工程6

2.指摘事項に対する対応⽅針(3)(3)リスク評価に関しては、事業変更許可時に設計基準事故や重⼤事故の事象選定で発⽣確率や影響程度を取り上げているところ、定性的な評価や概略評価で検討すべき事象等を抽出するなど、第１回⽬の安全性向上評価において実施できる事項及び第２回⽬以降に繋がる対応について検討すること。
【再処理施設】
後述する対応⽅針(5)等の状況から第１回⽬の評価では、評価時点（新規制基準適合完了確認時点）での施設の状態に対する安全評価として重⼤事故対策を実施した場合の⼀般公衆に対する被ばく線量の評価、重⼤事故対策が有効に機能しなかった場合の影響の分析等を⽰すこととする。
なお、確率論的リスク評価については、対応⽅針(2)に⽰す。
第２回⽬以降の評価では、第１回⽬の評価に基づき策定した安全性向上計画に基づき実施した追加措置等の有効性や整備中のPRA等を活⽤した施設の安全性評価等を実施していく。

【MOX燃料加⼯施設】
事業変更許可では、 MOX燃料加⼯施設における重⼤事故（閉じ込める機能の喪失）は技術的な想定を超えた状態を仮定して評価した事故であり、臨界事故は重⼤事故として想定できないとしているため、第１回⽬の安全性向上評価では、定性的な⽅法で重⼤事故の発⽣可能性について確認した結果を詳細に記載する。
第２回⽬以降は、増設や改造⼯事等により設備の構成が変わる都度、再評価を⾏う。

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2.指摘事項に対する対応⽅針(4)(4)安全裕度評価に関しては、事業変更許可時に⼤規模損壊対処で想定している事象等を踏まえた設計想定を超えた場合の影響について分析することなどを検討すること。
【再処理施設】
重⼤事故に関しては、安全機能が喪失した場合に、発⽣防⽌対策を講じることで放射性物質の放出に⾄ることを防⽌するとともに、これらの措置が有効に機能せず放射性物質を放出する事故に⾄ったとしても、事故の拡⼤を防⽌するとともに、放射性物質の放出を抑制するための拡⼤防⽌措置を実施する。
安全裕度評価は、これら対策の脆弱点を⾒出し、それに対する改善策を講じ、事故時の対策の信頼性を向上させることで施設の安全性向上を図ることが⽬的である。
ただし、安全裕度評価については、現在PRAの整備と並⾏して検討を進めているところであるため、まずは、重⼤事故対策が有効に機能しなかった場合の影響の分析等を実施し、重⼤事故対策の中で改善に取り組むべきポイントの把握に努める。

【MOX燃料加⼯施設】
MOX燃料加⼯施設における重⼤事故（閉じ込める機能の喪失）は、シナリオが複雑ではなく、使⽤する重⼤事故等対処設備も多くないため、耐震裕度評価に代えて、⼤規模損壊時のMOX燃料加⼯施設の状態を定性的に評価し、⼤規模な⽕災時の消⽕活動および⼯場等外への放射性物質の拡散を抑制するための放⽔作業時等にて想定される状態を分析し、作業⼿順を最適化する。

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2.指摘事項に対する対応⽅針(5)(5)安全性向上評価ガイドにおいて届出書記載事項としている「追加措置の内容」や「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」での記載内容について、実⽤炉の例も踏まえつつ、⽇本原燃で検討している平常時の放射性物質の放出量抑制の効果の確認、重⼤事故に伴う⼀般公衆の放射線被ばく線量の評価等の取扱いを整理すること。
【再処理施設】
新規制基準適合に係る事業変更許可においては、重⼤事故が発⽣した場合にも⼀般公衆に対する被ばく線量を可能な限り低減できるよう対策を講じることとし、その結果、重⼤事故に対する拡⼤防⽌対策を講じることで⼤気中への放射性物質の放出量（セシウム－137 換算）は 1E-3TBqオーダーとなっている。
⼀⽅、再処理施設においては、放射性物質を⾮密封で取り扱うことから、使⽤済燃料の再処理の実施により平常時においても⼤気中への放射性物質の放出を伴うとの施設の特徴を有する。
これらの施設の特徴を踏まえると、保安活動に対する再処理施設に対する届書記載事項とされている「追加措置の内容（安全性向上のため⾃主的に講じた措置）」 としては重⼤事故に限らず平常時を含む広く改善策を講じていくことが安全性向上に資すると考えられる。
追加措置の検討に当たっては、保安活動の実施状況の調査・分析や国内外の最新の科学的知⾒及び技術的知⾒の調査・分析などを通じて⾏っていくことを基本とするが、新規制基準に係る安全審査の経験を踏まえ、現段階で優先的に検討していく項⽬としては、以下のものが考えられる。
①⻑期冷却燃料の処理を優先する再処理施設運⽤の検討②⾼レベル廃液、Pu濃縮液の保有量管理（抑制）に係る運⽤検討③重⼤事故等対処⼿順における操作信頼性向上の検討

92.指摘事項に対する対応⽅針(5)【再処理施設】（続き）
前⾴の検討によって⾒出された「安全性向上のため「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」の⼿法としては、定性的な評価や、被ばく線量評価、確率論的リスク評価（PRA）、安全裕度評価などが考えられる。
「安全性向上のため⾃主的に講じた措置」として実施する項⽬により期待される効果が異なることから、措置の有効性の調査及び分析を⾏うにあたっては、確率論的リスク評価（PRA）、安全裕度評価等に限らず、措置の実施で得られる効果にあわせて多様な⼿法の中から適切な⼿法を採⽤して⾏う。
「安全性向上のため⾃主的に講じた措置」とその調査及び分析⼿法との関係を表１及び表2に⽰す。
なお、対応⽅針(2)および(4)の状況並びに上述の施設の特徴を踏まえ、第１回⽬の安全性向上評価においては、重⼤事故対策が有効に機能した場合の⼀般公衆の被ばく線量と平常時の線量との⽐較、重⼤事故対策が有効に機能しなかった場合の影響の分析等を⾏うことで重⼤事故時／平常時を含むどのような活動に対して安全性向上措置を講じていくことが効果的であるかを確認する。
参考までに、実⽤炉の安全性向上評価届出書では、第２章に⾃主的に講じた措置を記載し、第３章では、⾃主的に講じた措置などに基づく決定論的安全評価の変更有無の確認結果、⾃主的に講じた措置のPRAによる効果の確認結果などが記載されている。

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表１ 安全審査実績を踏まえた安全性向上評価取組項⽬
新規制基準適合に係る安全審査を踏まえ、今後、安全性向上評価として取り組んでいくことが考えられる届出書記
載事項としている「追加措置の内容」や「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」を以下に⽰す。
追加措置の内容

⾃主的に講じた措置の調査・分析

安全性向上の取組内容

⽬的（期待される効果）①⻑期冷却燃料の処理を優先する再処理施設運⽤の検討

使⽤済燃料の再処理に伴い発⽣する気体廃棄物中の放射能量（FP等）の抑制⇒⼀般公衆の被ばく影響の低減○⼀般公衆の被ばく評価（平常時）

使⽤済燃料の再処理に伴い発⽣する⾼レベル廃液中の放射能量（FP等）、崩壊熱の抑制⇒重⼤事故対応における時間裕度の⻑期化、拡⼤防⽌措置実施時等における放出放射能量の低減○⼀般公衆の被ばく評価（事故時）○重⼤事故時の対策信頼性評価（例︓時間余裕の⽐較等の定性的な評
価／PRA等の確率論的評価）②⾼レベル廃液、Pu濃縮液の保有量管理（抑制）に係る運⽤検討

液体状で保有する放射能量の低減⇒重⼤事故の拡⼤防⽌措置実施時等における放出放射能量の低減○⼀般公衆の被ばく評価（事故時）③重⼤事故等対処⼿順における操作信頼性向上の検討

事故対策を実施する上で重要な操作を特定し、当該操作に対する信頼性を向上⇒重⼤事故対策の確実な実施○重⼤事故時の対策信頼性評価（例︓訓練結果等による評価／PRA等の確率論的評価）

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表２ 安全性向上評価活動⽬的の整理
表１で⽰す安全性向上のための措置により期待できる効果を発⽣頻度（発⽣の可能性）、発⽣した場合の影響（被ばく線量）との関係の整理を以下に⽰す。
発⽣頻度
放射線安全

平常時

原⼦⼒安全

設計基準事故⼀般公衆影響

従事者影響

再処理①

――

再処理①

―

重⼤事故

再処理①
再処理③

再処理①
再処理②

（再処理①※）（再処理②※）

⼤規模損壊（分析・評価⼿法の整備）

再処理①
再処理②

（再処理①※）（再処理②※）※︓冷却期間⻑期化による放射能濃度の低減、事故時の放出放射能量の抑制により屋内外での作業中の放射性物質による影響軽減が⾒込まれる。

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2.指摘事項に対する対応⽅針 (5)(5)安全性向上評価ガイドにおいて届出書記載事項としている「追加措置の内容」や「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」での記載内容について、実⽤炉の例も踏まえつつ、⽇本原燃で検討している平常時の放射性物質の放出量抑制の効果の確認、重⼤事故に伴う⼀般公衆の放射線被ばく線量の評価等の取扱いを整理すること。
【MOX燃料加⼯施設】
MOX燃料加⼯施設の特徴として、⾶散し易い粉末を取り扱うこと及び作業員がグローブボックスを介して⾼線量の核燃料物質を近傍で取り扱うことが挙げられる。このため、「追加措置の内容」 については、放射線業務従事者に対する通常時及びトラブル時の被ばく低減の観点から、グローブボックスのクリーン化（特に⾯線源となるパネル付着粉の除去）等を優先的に検討することが考えられる。
この場合の「⾃主的に講じた措置の調査及び分析」では、放射線業務従事者に対する被ばく評価等によりその効果について評価を⾏う。
重⼤事故や⼤規模損壊については、前述の対応⽅針(3)、(4)のとおり⾏う。

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2.指摘事項に対する対応⽅針(6)(6)⾒込んでいる安全性向上評価に係る社内要領整備の期間について、重⼤事故等対処設備に関する⼯事や要領整備との関係を整理すること。
安全性向上評価では、第１章で評価時点における施設の状態を⽰す必要があるが、このうち構築物、系統としては、事業許可、設⼯認、保安規定の許認可範囲を基本とし、最新の施設の状態を整理したものを記載する。
安全性向上評価に係る社内要領類の整備を⾏う時期としては、許認可申請の中でも物量の多い設⼯認の記載内容が明確となった段階で整備に着⼿することが効率的である。
このため、設⼯認の認可取得時点から要領類の整備に着⼿し、⼯事期間中に整備を完了させ、評価時点（しゅん⼯時点）での施設の状態に対して安全性向上評価を実施する予定である。
なお、現在のしゅん⼯計画に基づけば、MOX燃料加⼯施設に対し再処理施設の安全性向上評価を先⾏して実施する⾒通しである。

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３.MOX燃料加⼯施設の初回評価時期について核燃料物質の加⼯の事業に関する規則（令和2年4⽉1⽇施⾏）に基づき、新設であるＭＯＸ燃料加⼯施設の安全性向上評価届出書第１回⽬の評価実施時期は以下のとおり、竣⼯から６⽉以内が原則となる。
第九条の三の⼆法第⼆⼗⼆条の七の⼆第⼀項の原⼦⼒規制委員会規則で定める時期は、定期事業者検査が終了した⽇以降六⽉を超えない時期とする。ただし、加⼯施設の⼯事の後、定期事業者検査を⾏つていないものにあつては、その使⽤が開始された⽇以降六⽉を超えない時期とする。
しかしながら、ＭＯＸ燃料加⼯施設は竣⼯後に初めて核燃料物質を⽤いた試験（設備の作動および製品品質の確認）を開始し、本格運転に⼊るまでに相当の時間を要することから、ＭＯＸ燃料加⼯施設の安全性向上評価の第１回⽬の届出時期を「施設の使⽤が開始された後、最初に⾏う定期事業者検査が終了した⽇以降六⽉を超えない時期」として頂きたい。

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