平 成 ２ ５ 年 ８ 月 １ ２ 日
Ｊ － Ｐ Ａ Ｒ Ｃ セ ン タ ー
高エネルギー加速器研究機構
日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構「大強度陽子加速器施設Ｊ－ＰＡＲＣハドロン実験施設における放射性物質
漏 え い に つ い て (第 三 報 )」及 び「 事 故・故 障 等 発 生 報 告 書 (第 三 報 )」の 提 出 について

大 学 共 同 利 用 機 関 法 人 高 エ ネ ル ギ ー 加 速 器 研 究 機 構（ 機 構 長：鈴 木 厚 人 ）と
独 立 行 政 法 人 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構（ 理 事 長：松 浦 祥 次 郎 ）は 、本 日 、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第４２条第１項及び同法
施 行 規 則 第 ３ ９ 条 第 1 項 に 基 づ き 、「 大 強 度 陽 子 加 速 器 施 設 Ｊ － Ｐ Ａ Ｒ Ｃ ハ ド
ロ ン 実 験 施 設 に お け る 放 射 性 物 質 漏 え い に つ い て （ 第 三 報 ）」 を 原 子 力 規 制 委
員 会 に 、ま た 、茨 城 県 の 原 子 力 施 設 周 辺 の 安 全 確 保 及 び 環 境 保 全 に 関 す る 協 定
書 に 基 づ く「 事 故・故 障 等 発 生 報 告 書 (第 三 報 )」を 茨 城 県 、東 海 村 な ど の 関 係
自治体に提出いたしました。報告書等は、別紙のとおりです。

＜問い合わせ先＞
Ｊ－ＰＡＲＣセンター
広報セクション
坂元 眞一
TEL： 029-284-3587
FAX： 029-282-5996
高エネルギー加速器研究機構
広報室
岡田 小枝子TEL： 029-879-6046
FAX： 029-879-6049
日本原子力研究開発機構
東海研究開発センター管理部
青木 寧
TEL： 029-282-5001
FAX： 029-282-6111

別紙
１．件

名

大強度陽子加速器施設Ｊ－ＰＡＲＣハドロン実験施設における放射性物質の漏えいに
ついて

（第三報）

２．事故発生の日時
平成 25 年 5 月 23 日 11 時 55 分頃
３．事故発生の場所及び施設名
大強度陽子加速器施設Ｊ－ＰＡＲＣハドロン実験施設
４．事故の状況
4.1

事故が発生した施設の概要

平成 21（2009）年 1 月に完成した大強度陽子加速器施設Ｊ－ＰＡＲＣハドロン実験施設
は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所（原科研）の南端部に設置されている（図 4-1）。本施設は、ハドロン実験ホール、ハドロン搬入棟、ハドロン
第 1 機械棟、ハドロンビームライン制御棟、ハドロン第 2 機械棟等から構成される。図 4-2にハドロン実験施設、図 4-3 にハドロン実験ホールフロア平面図を示す。本施設では、５０ＧｅＶシンクロトロンより取り出された 1 次陽子ビームをハドロン実験ホール内の 2 次粒子生成標的に照射し、生成したＫ中間子、π 中間子等の 2 次ビームを複数の実験エリアに輸送し、様々な実験が行われている。事故発生時は、2 次粒子生成標的として金標的を使用していた。
金標的は、図 4-4 に示すように、6 mm×6 mm 角、長さ 66 mm の金を、熱除去用の冷却水
配管付き銅ブロックに取り付けた構造をしている。標的の温度計測用に熱電対を備えており、図 4-5 に示す金標的容器に装荷されている。
4.2

事故の発生前

５０ＧｅＶシンクロトロンでは 5 月 13 日からハドロン実験施設への陽子ビーム供給運転(以下「ビーム運転」)を行っていた。発生当日は粒子数約 30 兆個（3×1013 個）の陽子を、6 秒に１回、2 秒間にわたって金標的に照射していた。加速器からこのようにビームを取り出す方法を、遅い取り出しという。
4.3

事故の発生時加速器からの異常なビーム取り出し5 月 23 日 11 時 55 分頃、５０ＧｅＶシンクロトロンの遅い取り出し専用電磁石の電源が突然誤作動し、５０ＧｅＶシンクロトロンを周回していた約 30 兆個の陽子のうち約 20 兆個（2×1013 個）が、約 1000 分の 5 秒（5 ミリ秒）という短い時間に取り出され、ハドロン実験施設の金標的に照射された。

1

標的の損傷通常 2 秒間かけて照射される陽子ビームが瞬時に照射されたため、照射された部分の金の温度が極めて高温になり、一部が溶融して大気中に流れ出たと考えられる。その結果、それまでのビーム運転により標的中に生成されていた放射性物質が大気中に飛散した。
加速器運転シフトリーダと当該電源担当者、ハドロン運転シフト員は、機器保護システム（MPS）の動作により加速器が停止した状況を調査し、異常を検出した全ての信号を確認した。異常を検知した機器に問題は認められず、それらの機器は通常の手続でリセットが行えたので、MPS をリセットした。このとき、加速器運転シフトリーダ、ハドロン運転シ
フト員は、金標的が損傷した可能性に思い至らなかった。加速器運転シフトリーダは最初に１発の試験ショットを行い、MPS リセット後にビームの軌道に問題が無いことを確認し、12 時 08 分頃、ビーム運転を再開した。
管理区域（一次ビームライン）への漏えい
放出された放射性物質が、コンクリート遮へい壁で囲まれた内部の空間（第 1 種管理区
域としているハドロン実験ホールの一次ビームライン室の区域（図 4-6 参照）、以下一次ビームライン室）に広がっていった。
ハドロン実験ホールへの漏えい
一次ビームライン室にあった放射性物質が、遮へい壁の外（第 2 種管理区域としている
ハドロン実験ホールのフロア（図 4-6 参照））に漏れ出た。
5 月 23 日 13 時 30 分頃、ハドロン実験ホール内のガンマ線エリアモニタの線量率が通常
運転時の約 10 倍（4μSv/時）に上昇した（図 4-7 参照）。
ハドロン実験施設外への漏えい
5 月 23 日 14 時 26 分頃、ビーム運転を停止した。ハドロン運転シフト員はハドロン放射線発生装置責任者（高エネルギー加速器研究機構（ＫＥＫ）のつくばキャンパスに出張中）と電話で協議し、ハドロン実験ホール内を排気することで線量率が下がる場合には放射化
空気が原因であり、もしも線量率に変化が無い場合にはビーム軌道の異常やエリアモニタの動作の不具合等を検討する必要があると考えた。職員が 15 時 15 分頃から 15 時 32 分頃
まで排風ファンの運転を行った。これによって、放射性物質がハドロン実験施設外に漏えいした。
15 時 32 分頃、線量率が低下したので排風ファンを停止した。線量率の上昇は異常なビーム軌道のために放射化した空気が一次ビームラインからハドロン実験ホール内に漏えいしていると判断した。空気の放射化を低減するため、ビーム運転を再開し、軌道の再調整を試みた。しかし、線量率が再度上昇したため、16 時 15 分頃、ビーム運転を停止した。
ハドロン実験施設の管理区域責任者は放射線取扱主任者（ＫＥＫつくばキャンパスに出張中）と電話で協議し、線量率が 25 μSv/時（法令上の規制値 1 mSv/週に相当）より十分低いので、管理区域外への影響が無いと考え、ハドロン実験ホール内の線量率を下げるた
めに排風ファンを運転することにした。ハドロン運転シフト員等が 17 時 30 分頃に 2 回目
2

の排風ファンの運転を行った。これにより、再びハドロン実験ホールの放射性物質がハドロン実験施設外へ漏えいした。ハドロン実験ホール内の放射性物質の濃度は減少し、21 時頃には通常の値に戻った。排風ファンは 5 月 26 日 11 時頃に止めるまで運転された。
作業者（実験利用者を含む放射線業務従事者）の被ばく
17 時 20 分頃、ハドロン実験ホール内の空気 500 ミリリットルを採取した。17 時 30 分頃、
ハドロン実験施設の管理区域責任者はハドロン運転シフト員と協議し、放射性物質による汚染の可能性があると判断し、ハドロン実験ホール内にいる作業者をホール外へ退出させ始めた。退出した作業者は、身体汚染測定と除染のためハドロンビームライン制御棟（図4-2 参照）及びその周辺に待機した。
17 時 40 分頃、つくばにいるビーム取り出しシステム担当者からハドロン放射線発生装置責任者に、11 時 55 分頃の異常なビーム取り出しによって、短時間に多量なビームが標的に入射されて、金標的が損傷した可能性があることが連絡された。
18 時 20 分頃、空気サンプリングの結果から、放射線管理室員は空気の放射化由来以外の放射性核種の存在を確認した。ハドロン実験施設の管理区域責任者はホール内の床等の汚染測定を行い、表面汚染を確認した。19 時頃から、放射線管理室員が人の汚染検査を開始した。20 時頃、実験ホール及び実験ホール外のサーベイが終了した。放射線取扱主任者
がＪ－ＰＡＲＣに到着し、放射線取扱主任者代理及び放射線管理室長と今後の対応を協議した。実験ホールの汚染の解析結果から表面汚染は管理区域の表面密度限度（40 Bq/cm2）を超えていないと評価した。また、内部被ばくは、顔面サーベイの測定値である約 4 Bq/cm2
から、主な核種をナトリウム２４と仮定し、数μSv 程度と評価した。23 時 30 分頃、作業者や職員の除染・身体サーベイが終了し、全員が管理区域から退出した。放射線取扱主任者の指示により、ハドロン実験施設を原則立入制限とした。
5 月 24 日午後、ハドロン実験ホールで前日に作業を行っていた作業者 4 人について、原科研のホールボディカウンタ（WBC）での測定を行うことにした。5 月 25 日午前 1 時頃、4名の WBC 測定の結果が判明し、0.6～1.6 mSv の内部被ばくがあったことを確認した。
4.4

事故の発生後管理区域外への放射性物質の漏えいの確認
5 月 24 日 17 時 30 分頃、核燃料サイクル工学研究所（サイクル研）のモニタリングポス
ト及びモニタリングステーション群のうち、Ｊ－ＰＡＲＣに近い 3 局で、一時的に線量率が増加しているという観測結果の連絡を受けた（図 4-8）。ハドロン実験施設の管理区域境界のエリアモニタの記録を精査した結果（図 4-9）、排風ファンの作動時間と線量率増加に相関があることが分かり、放射性物質が管理区域外に漏えいした可能性があると判断した。
21 時 10 分にＪ－ＰＡＲＣセンターから原科研の非常用電話に通報した。現地対策本部を設置し、22 時 15 分頃に本件が法令報告事象（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（放射線障害防止法）
・第 42 条（報告徴収）及び同施行規則・第 39 条（報告の徴収）第 1 項 第 4 号及び第 5 号）に該当すると判断し、22 時 40 分に法令に基づき原子力規制委員会に対して、また、協定（茨城県原子力安全協定：原子力施設周辺の安全確保
3

及び環境保全に関する協定書 第 17 条(事故・故障等の連絡等)及び同運営要綱・第 13 条（事故・故障等））に基づき茨城県、東海村及び隣接及び隣々接地方自治体に対して第一報をＦＡＸで発信した。
全加速器等の運転停止
法令報告事象かどうかの判断に必要な情報をＪ－ＰＡＲＣ内で共有することに手間取り、
法令報告事象であるとの認識に至るまでに時間を要した。法令報告事象であるとの認識が無い中、結果として加速器の運転を継続した。5 月 24 日 21 時 10 分に緊急連絡を行った後、
5 月 25 日 0 時 46 分、Ｊ－ＰＡＲＣセンター長より加速器運転シフトリーダに、全加速器
及び物質･生命科学実験施設の運転停止が指示された。
4.5

通報の状況

放射線取扱主任者等は、5 月 23 日の夕方以降、ビーム強度等の解析結果や空気サンプリ
ングによる放射性核種の分析結果を受け、金標的の一部が破損し、ハドロン実験ホール内に放射性物質が漏えいし床等が汚染していること、また、作業者が放射性物質による内部
被ばくをした可能性があることを認識した。しかし、管理区域内での汚染であり、被ばくも管理基準以下のものであると考え、今回の事故は法令報告には該当しないと誤った判断をした。
5 月 24 日 17 時 30 分頃、サイクル研の観測結果の連絡を受けてハドロン実験施設の管理
区域境界のエリアモニタの線量率記録を精査した結果、排風ファンの作動時間と線量率増加の相関が分かり、放射性物質が管理区域外に漏えいしたと認識した。21 時 10 分、原科研の非常用電話に通報した。これらの経緯の結果、通報が遅れた。
4.6

時系列による判断の整理・分析

時系列による判断の整理・分析をまとめた表を別添に示す。

4

5図 4-2

図 4-3

ハドロン実験施設

ハドロン実験ホールフロア平面図(2013 年)

6図 4-4

ハドロン実験施設で用いている金標的

図 4-5

図 4-6

金標的容器

ハドロン実験ホール内の第 1 種管理区域と第 2 種管理区域

7

図 4-7

図 4-8

ガンマ線エリアモニタの線量率が約 10 倍（4μSv/時）に上昇

サイクル研のモニタリングポストとモニタリングステーションで観測された一時的な放射線量の増加

8図 4-9ハドロン実験施設周辺のエリアモニタでの放射線量の変化（5 月 23 日 9 時から 5 月 24 日 9 時まで）

9

５．管理区域内での放射性物質の漏えいと作業者の被ばくの状況
放射性物質の漏えいの状況
ハドロン実験ホール内で採取した空気試料の放射性核種から放出されるガンマ線を、法令報告第一報での評価以降も継続して測定した。この測定により半減期解析等を併用した
詳細な評価を行い、放射性核種の種類と放射能比を見直した。
得られた核種及び放射能比の空気がハドロン実験ホール全体に分布したと仮定し、粒子・重イオン輸送統合コードシステム（ＰＨＩＴＳ）を用いてシミュレーションを行い、ハドロン実験ホール内に設置されているエリアモニタ周辺の空間線量率を計算した。計算
結果と実際に測定されたエリアモニタの指示値とを比較し、ハドロン実験ホール内空気の放射能濃度を求めた。実際には、ハドロン実験ホール内空気の放射能濃度は排風ファンの運転で変化しているので、排風ファンの運転によるエリアモニタの線量率変化を考慮し、排風ファンで排気される前の最大濃度（5 月 23 日 14 時 20 分時点）を求めた。これらの検討により、ハドロン実験ホール内に漏えいした放射性物質の総量は、約 200 億 Bq（2×1010
Bq）であったと評価した。これらの評価で得た放射性核種の種類と核種ごとの放射能量を
表 5-1 に示す。
ハドロン実験ホールの床等の汚染については、地下の実験フロアで最大値 21 Bq/cm2 の場所（5 月 23 日 19 時 20 分時点）があった。これは第 1 種管理区域の設定基準（4 Bq/cm2）
を超えており、表面汚染が確認された時点で本来は第 1 種管理区域に変更すべきであった。
ハドロン実験ホール内一次ビームラインと５０ＧｅＶシンクロトロンの隔壁に設置されているドアが気密性の高いものではなかったため、金標的から放出された放射性物質は５０ＧｅＶシンクロトロントンネル内へも拡散した。６月末の測定でトンネル内にヨウ素１２５の存在を確認した。そこで、５０ＧｅＶシンクロトロントンネル内の空気を管理し、チャコールフィルタを用いヨウ素１２５の除去を実施している。排気は、濃度が十分下がった後、フィルタを通して行う。
作業者の被ばくの状況
事故発生以降（5 月 23 日 11 時 55 分以降）にハドロン実験施設管理区域に入域していた
者は見学者を含め 102 名であった。帰国した 2 名の外国からの作業者（実験利用者）を除
く 100 名について、原科研及びサイクル研にて WBC により内部被ばくの測定を行った。また、着用していた個人線量計の緊急測定を行い、外部被ばくを評価した。その結果、放射線業務従事者のうち 34 名の被ばくを確認した。これらの内部及び外部被ばくの合算の実効線量は 0.1～1.7 mSv で、内部被ばくの最大は 1.7 mSv、外部被ばくは 2 名で 0.1 mSv（個人線量計着用期間は 4/1 から 5/24）と評価した（表 5-2）。なお、内部被ばくの測定において、実効線量に寄与する主な核種は水銀１９７及び水銀１９５ｍである。
これは、放射線障害防止法や電離放射線障害防止規則に定める放射線業務従事者の線量限度を超えるものではないが、内部被ばくが想定されていない場所における計画外被ばくであった。また、これら 34 名の者について健康診断を行い、いずれも異常がないことを確認した。健康診断については今後も必要に応じさらに実施していく予定である。
なお、帰国した 2 名の実験利用者の内部被ばくについても、帰国先で測定した結果、被10

ばくは認められなかったとの連絡を得た。

11

表 5-1

ハドロン実験ホール内に漏えいした主な放射性核種とその放射能の総量（5 月 23 日 14 時 20 分時点）

核種

半減期

放射能 (Bq）

129

Cs

32.1 時間

3.2×10924

Na

15.0 時間

2.2×10942

K

12.4 時間

1.6×109127

Cs

6.25 時間

1.6×109

181

Re

19.9 時間

1.3×10943

K

22.3 時間

1.2×10981

Rb

4.58 時間

8.8×108

192

Au

4.94 時間

7.6×108123I

13.3 時間

7.2×108

191

Au

3.18 時間

7.0×10882m

Rb

6.47 時間

5.8×108119Te

16.0 時間

5.0×108Br

57.0 時間

4.8×108

77

193m

Hg

11.8 時間

3.9×108

195m

Hg

41.6 時間

3.6×108As

26.3 時間

3.3×108

Hg

64.1 時間

3.1×108Tc

20.0 時間

3.0×108

76

197
95

186

Ir

16.6 時間

2.9×108

121

Te

16.8 日2.9×108

72

As

26.0 時間

2.7×108

94

Tc

4.9 時間

2.6×108

97

Ru

2.9 日

2.1×108

96

Tc

4.28 日2.0×10883

Rb

86.2 日1.8×108Re

70.0 日1.7×108Rb

32.8 日1.4×108Te

4.70 日1.2×108As

17.8 日1.1×108I

59.4 日1.0×108Se

120 日

4.8×107Be

53.3 日4.4×107190

11.8 日4.1×107

183
84

119m
74

125
75
7

Ir

12

表 5-1

ハドロン実験ホール内に漏えいした主な放射性核種とその放射能の総量（5 月 23 日 14 時 20 分時点）（つづき）
核種

半減期

放射能 (Bq）

72

8.4 日

3.9×107

Se

185

Os

93.6 日7.7×106

192

Ir

73.8 日7.2×106

Na

2.60 年

4.9×10622

2.0×1010

合計

表5-2

作業者（放射線業務従事者）34名の被ばく
実効線量（mSv）

身分

被ばく人数

最小
（非検出は除く）
0.1

最大

ＫＥＫ職員

11

1.0

ＪＡＥＡ職員・研究員

1

大学職員・研究員

2

0.1

1.5

その他研究機関職員・研究員

3

0.1

0.9

大学院生

11

0.1

1.7

外国人

4

0.1

1.0

業者

2

0.1

0.4

合計

34

1.7

６．管理区域外への放射性物質の漏えいと環境への影響
サイクル研のモニタリングステーション（ST-1）、モニタリングポスト（MP-1,MP-2）において、5 月 23 日 15 時～19 時頃に、通常の変動幅を超える一時的な線量率の上昇が 2 回観測された（図 4-8 参照）。なお、この値は外部被ばく線量の値である。ST-1 は他のモニタリングポストに比べて平常値が安定しており、ピークが明確に観測されている。このときの ST-1 の線量率を、次に述べる周辺環境の線量評価において、補正係数を求めるために使用した。
環境への影響については、拡散式評価法を用いて評価した。拡散式評価法は、拡散式を用いた解析的な評価法で、迅速かつ簡便に施設周辺の放射能濃度分布及び線量率分布の評価を行う方法である。第一報の提出後、本事故により放出した放射性核種と放射能比の詳細な分析結果（表 5-1 参照）が得られたため、この結果から放射性核種の組成比を求め、再評価を行った。
ハドロン実験ホール内の空気の核種分析で評価された組成比の放射性核種が単位放出量13で放出されたとして、当時の気象データ等を用いて計算を行い、大気中濃度分布及び線量率分布の相対値を算出した。排風ファンによる放射性物質の放出は２回行われており、１回目の放出時の風向は北東から東北東の風であり、２回目の放出時の風向は東から東南東の風であった。次に、モニタリングステーション ST-1 で測定された最大線量率（15 時 40分の値）に一致するように補正係数を求めた。この補正係数を大気中濃度分布及び線量率
分布の相対値に乗じて外部被ばく及び内部被ばくの線量を再評価した。
この事故における放射性物質の放出に伴う実効線量（外部被ばく線量と内部被ばく線量の合計）は、ハドロン実験施設に最も近い事業所境界において 0.17 μSv と評価され、第一報で報告された 0.29 μSv を超えるものではないことが確認された。
また、ハドロン実験ホール内へ漏えいした放射性物質の総量を排風ファンによって全て管理区域外へ放出したものと仮定すると、総放出量は約 200 億 Bq（2×1010 Bq）となる。
排風ファンは排気設備には該当しないが、参考として、総放出量を排風ファンの定格風量（3 か月間）で除して 3 か月間の平均濃度を試算した（表 6-1）。3 か月平均の放射能濃度と法令で定められた排気中濃度限度の比を求め、表 6-1 の核種全てについて和を取ると0.42 であった。
一方、ハドロン実験施設の排気設備であるハドロン第 2 機械棟の排気口（図 4-2 参照）
における放射性ダストの放射能濃度と法令で定められた排気中濃度限度との比を計算し、表 6-2 の核種全てについて和を取ると 0.32 であった。
ハドロン第 2 機械棟の放射性希ガスについては、予防規程等に基づき事業所境界の外の空気中の濃度で管理しており、事業所外最大地点におけるアルゴン４１換算の 4～6 月の 3
ヶ月間平均濃度と空気中の濃度限度との比は 0.002 以下と評価された。なお、放射性希ガスについては、ガスモニタ周辺のバックグラウンド放射線の上昇及び揮発性核種の混入により、実放出量を過大評価している。

表6-1：核種ごとの放射能濃度と排気中濃度限度との比 (３か月平均4～6月）

核種
197

Hg

放射能濃度(Bq/cm3)

排気中濃度限度

排気中濃度限度との比

３か月平均（4～6 月）(Bq/cm3)

３か月平均（4～6 月）

1.5×10-6

3.0×10-5

5.0×10-2

195m

Hg

1.7×10-6

2.0×10-5

8.7×10-2

193m

Hg

1.8×10-6

4.0×10-5

4.6×10-2

192

Au

3.7×10-6

1.0×10-3

3.7×10-3

191

Au

3.3×10-6

2.0×10-3

1.7×10-3

192

Ir

3.4×10-8

2.0×10-5

1.7×10-3

190

Ir

2.0×10-7

5.0×10-5

3.9×10-3

186

Ir

1.4×10-6

4.0×10-4

3.5×10-3

185Os

3.7×10-8

8.0×10-5

4.6×10-4

14

183

Re

8.0×10-7

4.0×10-5

2.0×10-2

181

Re

6.2×10-6

5.0×10-4

1.2×10-2

129

Cs

1.5×10-5

3.0×10-3

5.1×10-3

127

Cs

7.7×10-6

6.0×10-3

1.3×10-3

125I

4.8×10-7

8.0×10-6

6.1×10-2

123

I

3.4×10-6

5.0×10-4

6.9×10-3

121

Te

1.4×10-6

2.0×10-4

6.9×10-3

Te

5.6×10-7

2.0×10-4

2.8×10-3

Te

2.4×10-6

1.0×10-3

2.4×10-3

97

Ru

9.8×10-7

1.0×10-3

9.8×10-4

96

Tc

9.4×10-7

2.0×10-4

4.7×10-3

95

Tc

1.4×10-6

1.0×10-3

1.4×10-3

94

Tc

1.2×10-6

9.0×10-4

1.4×10-3

84

Rb

6.7×10-7

1.0×10-4

6.7×10-3

83

Rb

8.5×10-7

2.0×10-4

4.2×10-3

Rb

2.8×10-6

1.0×10-3

2.8×10-3

81

Rb

4.2×10-6

3.0×10-3

1.4×10-3

77Br

2.3×10-6

1.0×10-3

2.3×10-3

75

Se

2.3×10-7

1.0×10-4

2.3×10-3

72

Se

1.9×10-7

4.0×10-5

4.7×10-3

76As

1.6×10-6

2.0×10-4

7.9×10-3

74

As

5.1×10-7

6.0×10-5

8.6×10-3

72

As

1.3×10-6

1.0×10-4

1.3×10-2

43

K

5.9×10-6

8.0×10-4

7.4×10-3

42K

7.9×10-6

9.0×10-4

8.8×10-3

24

Na

1.0×10-5

4.0×10-4

2.6×10-2

22Na

2.4×10-8

9.0×10-5

2.6×10-4

Be

2.1×10-7

2.0×10-3

1.1×10-4

119m
119

82m

7

0.42

合計(比の和）15

表 6-2：ハドロン第 2 機械棟の排気口における排気濃度と排気中濃度限度との比較（3 か月平均 4～6 月）
核種

ハドロン第 2 機械棟

排気中濃度限度3

3

排気口における(Bq/cm )(Bq/cm )

濃度限度比

77

Br

1.2×10-7

1.0×10-3

0.00

82

Br

7.5×10-8

2.0×10-4

0.00

121

I

6.1×10-9

1.0×10-3

0.00

123

I

2.8×10-8

5.0×10-4

0.00

I

4.9×10-7

8.0×10-6

0.06

7.3×10-9

5.0×10-6

0.00

3.8×10-7

1.0×10

-4

0.00

125
131
192

I

Hg

193m

Hg

3.4×10-7

4.0×10-5

0.01

195m

Hg

1.6×10-6

2.0×10-5

0.08

Hg

4.9×10-6

3.0×10-5

0.16

Hg

2.0×10-7

2.0×10-5

0.01

合計

-6

-

0.32

197

197m

7.7×10（比の和）

16７．原因調査
本事故は、５０ＧｅＶシンクロトロンの遅い取り出し専用電磁石の電源が誤作動したことによってハドロン実験ホール内に設置された金標的の一部が損傷し、放射性物質がハドロン実験ホール内に漏えいした。また、排風ファンを運転したため、放射性物質が管理区
域外に漏えいした。これらの事象の認識が遅れ、通報が遅れた。ここでは、その原因分析を行った結果を、施設及び機器並びに安全管理のそれぞれについて示す。
7.1

施設及び機器施設及び機器面における原因分析を、7.1.1 から 7.1.4 に示す。分析は 4 つの領域に分けて行った。
7.1.1

ビーム取り出し装置における誤作動の原因

５０ＧｅＶシンクロトロンからハドロン実験施設へのビーム取り出しは「遅い取り出し」
法によって行う。陽子ビームはシンクロトロンの中でベータトロン振動とよばれる横振動をしながら周回している。遅い取り出しは、この振動の共鳴現象を使ってビームサイズを広げ、広がったビームを外側から削り出すように徐々に取り出す手法である。精度のよい実験を行うためには取り出される陽子の数（ビーム強度）が取り出されている時間内で均等になる必要がある。このため、取り出されたビームの単位時間あたりの強度（ビームスピル）を測定しながら 2 種類の電磁石、EQ(Extraction Quadrupole)電磁石及び RQ(Ripple
Quadrupole)電磁石をフィードバック制御して取り出し時間内のビーム強度を均等にする。
本事故における金標的損傷の直接的原因は、この EQ 電磁石の電源系の誤作動である。
図 7.1-1 に、ビーム強度をフィードバック制御するデジタル信号制御ユニット（DSP）とその信号伝送系のブロック図を示す。取り出されたビーム強度の信号は、まず DSP に取り込まれる。このユニットは、内蔵されたコンピュータにより取り出しビーム強度を均等に保つために必要な EQ 電磁石電源及び RQ 電磁石電源に対する電流指令値を計算し、デジタル化された電流指令信号を出力する。電流指令信号は外部ノイズの混入を防止するために光信号に変換された後、各電源に送信される。
図 7.1-2 に EQ 電磁石電源の構成を示す。受信した光信号はデジタル電気信号に変換された後、EQ 電磁石電源の制御部に入力される。電源制御部の指令信号処理回路では受信した
デジタル電気信号に基づいて電源出力部を動作させるために必要なアナログ電流指令値を発生する。出力電圧と出力電流値は常に監視され、過電圧・過電流等の異常が検知された
場合は、制御コンピュータが電源を停止させるとともに電源の異常警報を外部に出力する。
また、電流指令値と実際に流れた電流の差が大きい場合には、電源は停止しないものの「電流偏差異常」という異常記録を出力する。

17図 7.1-1：デジタル信号制御ユニット（DSP）と信号伝送系

図 7.1-2：EQ 電磁石電源の構成
正常な遅い取り出し運転では、6 秒の運転周期の中で、加速終了後のフラットトップ（加速終了後にビームが周回している期間）2.93 秒のうち約 2 秒間にわたってビームをビーム
輸送系に取り出している。図 7.1-3 にフィードバック制御システムの波形記録装置の画面
記録を示す。事故発生時、DSP のアナログ出力は正常な動作をしており、DSP は正しい指令値を生成していたが、一方、EQ 電磁石電源の出力電流が全く流れない状態が約 0.3 秒続いた。この間にビームが全く取り出されないため、DSP は指令値を増大させ、より大きな電流を流すように動作した。電流指令値は通常は最大でも 100 A 程度であるにもかかわらず、
誤作動ショットでは指令値が 159 A 付近まで上昇した。この瞬間に突如不具合が解消され、159 A の指令値に従った出力電流が急激に流れはじめた。この急激な電流増加により、ベータトロン振動が一気に共鳴条件に近づき、約 5 ミリ秒という短時間に 3×1013 個の陽子ビームのうちの約 2/3 が取り出された。
この EQ 電磁石電源システムの誤作動の原因を調査した結果、事故発生時のショットではDSP 制御ユニットからの電流指令値が EQ 電磁石電源の出力部に正しく伝送されず、電源出
力部は 159 A のステップ指令として応答していることが分かった。また、159 A のステッ
プ指令を送ると EQ 電磁石電源の応答は事故発生時の状況をよく再現することが確認され18た。なぜ電流指令値が EQ 電源の電源出力部に正しく伝送されなかったのかについて、以下の２つに絞り込んでいる。
（１） 電源制御部の指令信号処理回路は正しく信号を処理していたが、制御コンピュータの出力に何らかの原因で一時的な不具合が生じ、出力電流が流れない状態が続いた。その後、その異常が突然解消され指令値に向かって電流が流れ始めた。この場合、電流偏差異常は DSP が電流を流す命令を開始した直後に発生していたと思われる。
（２） DSP と信号伝送系を含む電流指令系統に何らかの一時的不具合が生じ、DSP は電流を流す指令を送っているにもかかわらず、最終的に電源出力部が受け取る電流指令値はゼロのままだった。その後、不具合が突然解消され、その時点での電流指令値に向けて急激に出力電流が増加した。この場合、電流偏差異常が発生したのは電流が流れ始めた時点だと推定される。

19

図 7.1-3：正常時（上）及び EQ 電源誤作動時（下）のフィードバック制御システムの波形
記録：５０ＧｅＶシンクロトロン内の周回ビーム電流（赤線）、取り出しビーム強度測定値（シアン線）、EQ 電源出力電流（青線）、DSP からの EQ 制御信号モニタ値（緑線）、RQ 電源
出力電流（鶯色線）及び RQ 制御信号モニタ値（桃色線）。
電源には本来このような不具合に対して、異常な電流出力を防ぐ安全装置が付加されているべきであった。その観点から考えると今回の事故を未然に防ぐことができなかった問
題点として次の 2 つが挙げられる。
（１）電源は過大な電流を出力した場合に過電流警報を発報し電源を停止する安全装置を備えているが、過電流の設定値が最大定格の 340A に設定されていたため、この安全装置は働かず、電源は最大 180A 程度の電流を出力した。
（２）電流設定値と実際の電源出力に偏差が生じた場合、電流偏差異常と呼ばれる警報を発報したが、電源を瞬時に停止する等の安全動作をするようにはなっていなかった。
20

本事故の発生時に、加速器シフトリーダ及びハドロン運転シフト員の双方で異常な短パ
ルスの陽子ビームが金標的に到達した事実を認識することができず、対応の遅れを招いた。
その原因は、ハドロン実験施設側で今回のような異常なビームを想定していなかったため、ビームの時間的な変化を正しく測定できず、短パルスビームであることが確認できていな
かったことにある。ただし、ビーム形状を測定するビームモニタ（ビームプロファイルモニタ）等によって、通常の 3 分の 2 の強度だがビーム形状は普段と変わりなく送られていることは確認されていた。金標的の約 1 ｍ上流側に設置されたビームプロファイルモニタのデータから、金標的位置でのビーム形状は太さ 0.6～1 mm のほぼ円柱形状になると推測される。加速器側では、５０ＧｅＶシンクロトロンを周回しているビームの強度の測定か
ら、ビームが急激に失われたことは確認できていた。このような事象は、遅い取り出しで取り出しきれずに残ったビームを捨てるビームダンプへの速い取り出し（５０ＧｅＶシン
クロトロンを周回しているビームを一度に取り出す方法）を行うシステムが動作したときに起こる事象と良く似ている。このため加速器シフトリーダは、本事故はこの速い取り出しシステムが誤作動したと考え、事故発生時のビームがハドロン実験施設に取り出されたとは考えなかった。

21

7.1.2 金標的の損傷
ハドロン実験ホールの 2 次粒子生成標的には、2 次ビームラインで利用できる 2 次ビー
ム強度をできるだけ増やすため、比重の大きい金が使用されている。金の部分は断面が 6mm×6 mm 角、長さ 66 mm であり、長さ方向に 6 分割され、各ブロックの間にわずかな隙間がある。これに熱除去用の冷却水配管付き銅ブロックが取り付けられている。通常の 30兆個の陽子が 2 秒にわたって取り出される運転では、標的は熱伝達によって十分に冷やされるためにその最高温度は 300℃程度に収まることが分かっていた。これに対して、大強度の短パルスビーム（1000 分の 5 秒に 20 兆個の陽子）が金標的に入った場合は、熱伝達による冷却が間に合わないので、ビームサイズにもよるが、中心で 2000℃以上の昇温を引き起こすことが熱計算により示されている（図 7.1-4）。金標的には温度測定用の熱電対が設置されており、本事故時には異常な温度上昇を示した。ただし、測定間隔（1 秒）
が急激な温度変化に比して長かったため、測定値は実際の温度上昇に追従できず、記録された温度上昇は 340℃程度にとどまり、警報を発報する 400℃を超えなかった。
本事故直後のビーム運転では、ビームプロファイルモニタのデータから予想されるビー
ム軌道は通常時から変化していないにもかかわらず、2次粒子生成量は約40 %に低下した。
これは金標的が損傷し相当量の金が消失したことを示唆する。その後に行ったビーム軌道の調整によって、ビーム位置を1.3 mm程度移動しているが、これによって2次粒子の収率が通常時まで回復している。従って、損傷部の大きさはこの移動範囲に相当すると考えられる。
本事故では、大強度の短パルスビームが金標的に入ったため、金標的の温度が上昇し、標的の一部が溶融したと考えられるが、このような事故は設計段階では想定されていなかった。また通常の運転時でも、何らかの要因で冷却機能が喪失し、ビームが停止せず金標的を照射し続ければ、金標的の温度が上昇し標的の一部が溶融したと考えられる。これを防ぐために金標的の温度及び冷却水温を測定し、異常があればビームを停止するインター
ロックを設けていたが、金標的が溶融し放射性物質が飛散することは想定していなかった。
標的及び標的容器の設計における事故想定が不十分であり、金標的を格納する容器は気密構造ではなかった。金標的で急激な温度上昇が起これば、標的内部で生成された放射性物
質が一次ビームライン室に飛散する構造になっていた。
放射性物質のほとんどは、事故発生時の1ショットのみで発生したものと考えられる。このことは、事故発生後のビーム運転で、異常な標的温度の上昇（図7.1-5）や異常な2次粒子生成量の減少が観測されなかったことから推測される。また、ハドロン実験ホール内のエリアモニタの記録の時間変化も、その後の加速器の運転に対する明らかな相関は見られない。

22

図 7.1-4：本事故のショットにおける標的昇温のシミュレーション結果。時間構造は異常時を模擬し、ビームサイズを変えた場合の結果を示す。金の融点は 1064℃（１気圧）なので金標的が一部溶融したものと推察される。

図 7.1-5：事故時（11 時 55 分）前後で測定された 2 次粒子の発生量（上赤線）と標的各部の温度（下各色）。事故時は 3５0℃程度までの温度上昇が測定されている。ビーム再開（12時 08 分）直後はビームによる温度上昇が小さく 2 次粒子の収量も低い。12 時 15 分頃からビーム調整を行い、標的温度は 300℃程度まで上昇し、それに伴い 2 次粒子の収量も通常時とほぼ同じ値に回復した。ビーム調整終了（12 時 30 分）後の定常運転での温度は事
故前の温度と比較すると 30℃ほど高いが標的損傷に至る温度ではない。
7.1.3 放射性物質のハドロン実験ホール内への漏えい
図7.1-6にハドロン実験ホールの放射線管理区域を示す。図中の赤線内の標的や最終的にビームを止めるビームダンプ等を含む領域は第1種管理区域で、表面汚染や空気の汚染が想定される領域である。この領域には図7.1-7に示される空調が第2機械棟に整備されている
23

が、主目的は一次ビームライン室内の機器から発生する熱の除去である。ビーム運転中、空調は循環運転されており、10 %がフィルタ（HEPAフィルタ）を通過する。しかし、循環
運転中は放射性物質の濃度を監視しておらず、ビーム運転終了後の一次ビームライン室の排気は、放射線レベルの減衰を待って、放射性物質の濃度を監視しながらフィルタを通して行う設計及び実装である。ハドロン実験ホール内の第1種管理区域に含まれない領域は第2種管理区域で、表面汚染や空気汚染が管理区域設定基準を超えるおそれが無いとされる領域である。
今回の事故では、ハドロン実験ホールのコンクリート遮へい壁で囲まれた一次ビームラ
イン室にあった放射性物質が遮へい壁の外に漏れ出た。コンクリート遮へい壁は主として標的やビームダンプで発生する中性子などが外部に出る量を減少させるための遮へいを目的としている。また、遮へい壁内部では中性子によって空気が放射化するため、コンクリ
ートブロックを重ねる際は、間にゴムシートを挟む、配管ダクト等の貫通部をコーキングや粘土などで塞ぐなどの対策を取ることで、漏れ出ることを防ぐ設計及び実装がされていた。これらは、ＫＥＫ－ＰＳ（ＫＥＫつくばキャンパスで1976年から2005年にかけて稼働していた陽子シンクロトロン）実験施設における経験に基づいて設計したもの。今回の事
故に対しては、標的の損傷によって生成される放射性物質までは想定していなかったので、気密が十分でなく第2種管理区域に放射性物質の漏えいを引き起こした。また、ハドロン実験施設の第1種管理区域からの放射性物質の漏えいや汚染の程度を外部からモニタする手段が無かった。

図7.1-6：ハドロン実験ホールの放射線管理区域

24

図7.1-7

ハドロン実験施設の一次ビームライン空調系統図

7.1.4 放射線安全管理システム
ハドロン実験施設に設けられた放射線モニタの配置と検出された線量のトレンドを図7.1-8 に示す。一次ビームラインを除くハドロン実験ホールの空間は、本来放射性物質が漏れ出ることのない第 2 種放射線管理区域として設定され、5 か所にエリアモニタが配置されている。さらに実験室建屋外に設定された第 2 種管理区域境界にも 3 か所のエリアモ
ニタが設置されている。
管理区域内モニタは 1 時間当たり積算放射線量が 25 µSv に達する時点でハドロン電源棟
制御室に警報を発し、また線量率が 25 µSv/時を超えた時は管理区域内モニタの警報が現場で吹鳴することになっている（25 µSv/時は管理区域内における 1 週間（40 時間）あたりの法的規制値 1 mSv に対応する値）。他方、管理区域境界モニタは 1 時間積算値が 0.5 µSvに達した時点でハドロン電源棟制御室に警報を出すとともに 人の放射線障害防止のためのインターロックシステム（PPS）によりビームが停止する安全対策が取られている（管理区域境界については 3 か月あたり 1.3 mSv が法的規制値）。エリアモニタ監視用の端末はハ
ドロン電源棟制御室（図 4-2 参照）に設置されており、ハドロン運転シフト員が監視及び制御を行っているハドロンビームライン制御棟（図 4-2 参照）とは別の部屋であった。
図 7.1-8 に示す線量のトレンドを精査すると、全てのモニタが 11 時 55 分以降に上昇を開始し、その後もゆっくりと上昇を続けている。これは標的の損傷によりハドロン実験ホール内に漏えいした放射性物質が放出するガンマ線によるものである。このことは、排風ファンの稼働により線量が減少していることで分かる。全てのモニタが正常に放射線を検出していることから、モニタは十分な感度を持ち、数や設置位置についても問題が無かったものと考えられる。管理区域境界モニタについても、区域内の事故に同期した上昇（ハドロン実験ホール内の放射性物質から直達した放射線による）が認められることから、境界モニタとしての機能は果たしていると判断される。ただし、警報レベルは今回の事故を検知するには高過ぎた。
25

これらの事実が現場における事故認識の不理解や対応の遅延につながった可能性が高い。

図 7.1-8：ハドロン実験施設のエリアモニタの配置と検出された線量のトレンド。
ハドロン実験ホール内には 5 カ所（赤）、ハドロン実験ホール外の第 2 種管理区域境界には
3 カ所（黄）にエリアモニタが設置されている。
7.1.5 調査結果のまとめ
今回の事故に関する現象と原因をまとめると以下のとおりである。
1. ビーム取り出し装置の誤作動
現象：EQ 電磁石電源の誤作動によるパルス状のビーム取り出し
原因：EQ 電磁石電源の誤作動に対する適切な措置の不足
2.

金標的の損傷現象：パルス状のビームによる標的の温度上昇とそれに伴う損傷、放射性物質の漏えい原因：標的及び標的容器のパルス状ビーム入射に対する適切な措置の不足

3.

放射性物質のハドロン実験ホール内への漏えい
現象：標的損傷により発生した放射性物質の一次ビームライン室からの漏えい
原因：一次ビームライン室の気密度及び第 1 種管理区域の放射線監視が不十分

4.

放射線安全管理システム
現象：異常認知の遅れと誤認
原因：早期の異常検知・発報と情報の共有が不十分な監視システム

26

7.2 安全管理
本事故の安全管理上の原因を明らかにするため、別紙に示した時系列による判断の整
理・分析をまとめた表を基に原因分析した結果を表 7.2-1 に、安全体制に係わる規定や手引き等の総点検を行い、問題点をまとめたものを表 7.2-2 にそれぞれ示す。表 7.2-1 に示したとおり、問題点を以下の 4 つに分類できる。すなわち、①通報の遅れとそれに係わる判断基準への対応、②管理区域内への放射性物質の漏えいへの対応、③作業者の被ばくへの対応、④管理区域外への放射性物質の漏えいへの対応である。
7.2.1 通報の遅れとそれに係わる判断基準への対応
加速器、ハドロン実験施設、放射線管理部門及び実験利用者等関係者間での情報集約が不十分であったため、それぞれが断片的な情報に基づいて行動し、法令報告事象に該当するか否かの判断に時間を要した。それぞれの情報が早い時点で集約できていれば、総合的に考えて法令報告事象であると判断できた可能性が高い。
放射線取扱主任者等は、放射線障害防止法に対応する管理区域内への放射性物質の漏え
いは法令報告事象に該当せず、ハドロン実験ホール周辺の屋外の管理区域（図 4－2 参照）
においては表面汚染が無かったため、放射性物質は管理区域外へは漏えいしていないと考え、報告事象に該当しないという誤った判断を下していた。この判断や解釈が、通報の遅れが生じた主たる原因となった。法令上の報告義務に関する判断基準がＪ－ＰＡＲＣセン
ターが定める運転手引等に明確に定められていなかったため、施設外への放射性物質の漏えい等に発展した事が判明するまで、法令報告事象に該当すると判断できなかった。
さらに、加速器、ハドロン実験施設、安全ディビジョン等で本事故の対応に責任を持つべき者が事故発生当時不在であったため、適切な指揮を執ることができなかったことも遅れの原因の一つとして挙げられる。
7.2.2 管理区域内への放射性物質の漏えいへの対応
事故の原因究明が不十分のまま運転を再開したこと
加速器担当者は、大強度ビームが短時間で加速器用ビームダンプに入射されたと誤解していたのに対し、ハドロン運転シフト員は、ハドロン実験ホールの金標的にビームが来たことは認識していたが、加速器から異常なビーム取り出しがなされたことは認識できなかった。加速器の運転を再開するに当たり、加速器自身の健全性は確認したものの、事故の発生原因の調査が不十分であった。さらに、誘発事象である標的の破損の可能性について、加速器シフトリーダとハドロン運転シフト員の間で検討がされなかった。
ハドロン実験施設の標的に大強度ビームが短時間に打ち込まれたことを正確に把握し、情報共有ができていれば、それ以後に起こる事象に速やかに対処できた可能性が高い。
標的損傷の想定と安全対策が不十分であったこと
Ｊ－ＰＡＲＣセンター内及びＫＥＫ、ＪＡＥＡの下での放射線安全に関する評価過程において、標的の損傷に至るような重大事象が想定されておらず、それに関する安全対策が十分に審議されなかったことが挙げられる。Ｊ－ＰＡＲＣ建設開始当初は、特定の課題を27

検討するため、課題毎に設置された専門部会を頻繁に開催して技術的な問題を審議していたが、近年はほとんど開催されていなかった。標的が破損する可能性の評価、標的が破損しても放射性物質が拡散しない構造、一次ビームライン室内に放射性物質が充満したとしても実験ホールまで拡散しない構造等の適切な安全対策について、評価過程で十分議論すべきであった。
7.2.3 作業者の被ばくへの対応
ハドロン実験ホールは放射性物質の漏えいを想定した管理区域ではないため、ハドロン実験施設の運転手引等に、放射性物質漏えいなどの事象に対する避難基準が記載されていなかった。
また、放射線モニタ警報の設定値が法令に定められた規制値に対応した 25μSv/時となっていたため、そこに至る以前の段階、つまり、避難すべき基準に達した段階で放射線モニタの警報が出され、的確に行動できる基準の整備がなされていなかった。
さらに、加速器担当者、ハドロン実験施設担当者、放射線管理担当者、実験利用者が得ていた情報が互いに共有されなかったことから、利用者は自主的に避難したり、実験ホールに留まり続けたりなど、まちまちな対応に終始し、適切な避難指示を出すことができず、作業者に被ばくをさせてしまう結果となった。
7.2.4 管理区域外への放射性物質の漏えいへの対応
ハドロン運転シフト員等は、排風ファンを作動させたことによりハドロン実験ホール内の空間線量が低下していることを確認しており、これにより放射性物質が屋外に漏えいしたことは明らかである。
排風ファンの運転に関して、放射性物質の漏えいなどの異常発生時を想定した手順や判断の基準が運転手引等に規定されておらず、また異常発生を想定した適切な管理区域の設定がなされていなかった。
7.2.5 安全管理の問題点の集約
上記に示したように、安全管理上の問題点である通報の遅れや、管理区域内へ放射性物
質が漏えいしたときの安全管理対応、作業者の被ばくへの対応、管理区域外へ放射性物質が漏えいしたときの安全管理対応は、表 7.2-1 に示したとおり、異常時の対応体制の見直しと放射線安全評価体制の見直しに分類できる。すなわち今回の事故は、安全管理面で①
異常事象に対応するための体制が十分ではなかったこと、②放射線安全上の評価体制が十分ではなかったことの 2 点に集約できる。
異常事象に対応するための体制が十分ではなかったこと
現行の体制では、実際に発生し得る異常事象を十分に網羅できていなかったことが主な問題点である。現行の事故活動要領、事故等通報マニュアルや各施設の運転手引に記載されている事故時の対応方法では「発見者が明らかに事故と判断できる事象」を想定しており、通報の判断に迷った場合には「施設管理責任者」あるいは「安全ディビジョン長」に28

判断を委ねることとなっている。そのため、現行の事故時の対応方法では、今回の事故のように「複数の施設」（加速器施設とハドロン実験施設）に係わる事象には対応できないことが明らかとなった。特に、「複数の施設で構成されている多目的施設」、「多数の実験利用者が不定期に利用する施設」というＪ－ＰＡＲＣの特徴が反映されていない。
加速器施設、特にビーム照射利用施設では、ビームの誤照射による被ばく事象は想定されていても、放射性物質の漏えいによる被ばく事象を想定しなかったという背景もあり、
Ｊ－ＰＡＲＣのような大強度加速器に特有の問題点も考慮されていなかった。
放射線安全上の評価体制が十分ではなかったこと
放射線安全上の評価体制については、各施設の特性やリスクを十分に理解した上で、総合的に従来の体制を見直し、技術的な安全確保に関する議論が十分なされるように構成、評価内容等を見直す必要がある。

29

表 7.2-1

時系列による判断の整理・分析表による問題点と課題のまとめ
問題点
原 因
課 題
通報の遅れ
・情報集約が不十分
・情報管理体制の形成
・誤った判断・法令や判断基準の教育・不明確な判断基準
・規定類での判断基準の見直し
・責任者が不在・規定類での責任者の代理者設定↓「判断に迷う事象」への対応体制↓
異常事象に対応するための体制
教育・訓練
管理区域内への ・原因究明が不十分のまま
・規定類の運転再開手順の見直し
放射性物質の漏 運転再開
・情報管理体制の形成
えい↓「判断に迷う事象」への対応体制↓
異常事象に対応するための体制
教育・訓練・十分な設計検討の不足と標的 ・放射線安全評価体制の見直し
損傷の想定
作業者の被ばく・避難基準が不明確
・情報共有なし

・規定類での避難基準の見直し
・情報管理体制の形成↓「判断に迷う事象」への対応体制↓
異常事象に対応するための体制
教育・訓練・規定類（マニュアル）の見直し
・規定類の見直し↓「判断に迷う事象」への対応体制↓
異常事象に対応するための体制
教育・訓練

管理区域外への ・排風ファンによる排気放射性物質の漏 ・エリアモニタの確認
えい

表 7.2-2「安全体制の総点検」から抽出した問題点*
・通報基準が不明確である。
・管理職位者の代理者の選任規定が不十分である。
・異常事象の想定が不十分である。
・ハドロン実験施設でハドロン運転シフトリーダのマニュアルが整備されていない。
・Ｊ－ＰＡＲＣ放射線安全検討会の在り方の見直し
・安全文化の醸成が不十分
・放射性物質の漏えいを想定した訓練を実施していない。
・教育において理解度評価を実施していない。
*：問題点は、時系列による判断の整理・分析表による問題点で網羅されている。
30

８．再発防止策
ここでは再発防止策を、まずはハードウェアの観点から、続いて安全管理の観点からまとめる。ハードウェアにおける再発防止策の骨子となるのは（１）EQ 電磁石電源の誤作動対策、（２）標的の気密確保とハドロン実験ホールの排気管理、及び（３）放射線監視の強化である。電源の誤作動による短パルスビームの取り出しを防止することは非常に重要であり、本章に示すようにいくつかの有効な対策を施すが、リスクを完全に根絶することは困難である。そこで、万が一誤作動が発生しても放射線事故を引き起こさないようにするために、標的容器の気密を強化するとともに、ハドロン実験ホール内の空気の排気を放射線レベルを監視しながらフィルタを通して行うことができるようにする。このような多重の防護策をとることにより放射線事故のリスクを徹底的に低減することが再発防止策の要となる。
8.1 遅い取り出しシステムにおける再発防止策
５０ＧｅＶシンクロトロンの遅い取り出しにおける再発防止策としては、今回の事故の引き金となった EQ 電磁石電源の誤作動に関する防止策が最も重要である。さらに EQ 電磁
石電源の誤作動以外の原因で短パルス大電力ビームが取り出される可能性もあるので、それらのリスクに対する予防策についても検討した。
8.1.1

EQ 電磁石電源誤作動の再発防止策

今回の誤作動のような急激な電流増加を引き起こすことを回避する対策案を基本方針とする。具体的な対策案は以下のとおりである。
（１）EQ 電磁石電源の過電流設定レベルは現状では 340 A（電源の最大定格）に設定されていたため、159 A を越える電流が流れた。今後は指令電流値の上限を利用運転において必要とされる電流最大値 120 A まで下げる。このことにより瞬時に取り出されるビーム量を抑制できる。
（２）現状では電源内部で電流偏差異常が起こったときは異常記録が出力されるが、軽故障の扱いであり電源の停止は行わない。今後は電流偏差異常が検出された場合は警報を出しかつ電源が停止するように変更する。また、フィードバック制御系からの電流指令値（図 7.1-1 の「アナログ出力」）と EQ 電磁石電源の出力電流値（図 7.1-1 の「EQ 電流値」）とを比較し、その間で偏差異常が検知された場合にも電源を停止する。
（３）現在は、電源制御部における異常の検知（インターロックの発報）から出力電流停止動作までにかかる時間は約 1000 分の 6 秒であり、異常なビーム取り出しがなされるのを防ぐのに十分な応答速度ではない。今後は、異常の判断と指令に PLC やリレーのような応答性の遅いものを介さない高速の信号処理回路を新規に製作し、この時間を 1000 分の 1
秒以下に短縮する。これにより今回のような異常が発生した際の EQ 電源の電流増加量を大幅に抑制し、短時間に取り出されるビームの量を少なくする。
以上の対策を原因と対比してまとめて表 8.1-1 に示す。
31

表 8.1-1

原因と対策

短パルスビーム取り出しの原因

対策（予防措置、改善処置）

事故のショットでは取り出し時間から 0.3 秒間にわたり EQ 電源が応答しなかったため、フィードバ
ック制御系はさらに高い電流指令値を出力し続けEQ 電磁石の最大電流値を 340 A から 120Ａ

た。その結果、応答が回復したときは従来（通常はに変更し、短パルスビームが取り出されるリ

100 A 以下）よりかなり高い指令値（159A）にな

スクを低減する。

っており、その電流が急激に流れてビームが短パル
スで取り出された。
電流偏差異常が発生した場合は、警報を出力事故のショットでは電流偏差異常の状況が生じているがそれを検知して電源を停止するシステムになっていなかった。

するとともに電源、およびビーム運転を停止する機能を加える。さらに異常検知後、ただちに電源停止のプロセスに入れるよう、停止
動作開始までの応答速度を現行の約 6 ms から 1 ms 以下に短縮する。

8.1.2

ハドロン施設に短パルスビームが取り出されるリスクに対する安全対策

遅い取り出しにおいて、機器の不具合等により短時間でビームが取り出される可能性を完全に無くすことは困難であり、実際に５０ＧｅＶシンクロトロンやＫＥＫ－ＰＳにおいても、通常よりも短い時間でビームが取り出される事象は発生している。ただし、いずれの場合もビーム強度が低いために標的の損傷にはつながらなかった。以下では、前節に述
べた EQ 電磁石電源の誤作動以外の理由によって短パルスビームが取り出されるリスクと、それを回避するために実施する安全策を示す。
(1) 速い取り出しキッカー電磁石の誤作動
５０ＧｅＶシンクロトロンの遅い取り出しでは、約 2 秒間の時間をかけてゆっくりとビームが取り出されるが、100 %のビームを取り出すことはできず、一部が取り出されずに残る。残ったビームは、シンクロトロンの内部で失われると機器を放射化するおそれがあるため、通常は速い取り出し法（Fast Extraction, FX）によってアボートダンプ（５０ＧｅＶシンクロトロンのトンネル内に設けられたビームダンプ）に捨てられる。速い取り出
しには５台のキッカー電磁石を用いるが、もし５台のうちの１台が誤作動して本来のタイ
ミングではない時刻に動作すると、ビームが遅い取り出し機器の一つである静電セプタムの位置で位相空間上の取り出し領域に蹴り出され、そのままハドロン一次ビームラインに取り出される可能性がある。その場合は 5 µs の短パルス大強度ビームがハドロン実験ホールの標的に輸送されることも起こり得る。
キッカー電磁石は 6 秒の運転サイクルごとに充放電されるが、充電完了のタイミングを
32

現行の「遅い取り出し開始前」から「遅い取り出し終了直前」に変更する。この変更により、キッカー電磁石の誤作動が生じた場合でも誤ってビームが取り出されるリスクを低減できる。

(2) 発散用四極電磁石の非常停止
遅い取り出しの過程で、何らかの理由で発散用四極電磁石が緊急停止すると、大強度の陽子ビームが短時間で取り出される可能性がある。実際、過去には１パルス当たり 1.6 兆個（1.6×1012 個）の陽子が約 2 ミリ秒の間に取り出されてハドロン実験ホールの標的に輸送されていた事例がある。このときはビーム強度が低いため標的損傷には至っていないが、大強度ビームで同様なことが生じると標的の破損につながる可能性がある。そこで、発散用四極電磁石の電源で非常停止が発生した場合は停止信号を検知して、それに合わせて収束用四極電磁石の電源も同時に緊急停止させることとする。それによって遅い取り出しを停止して、短パルスビームがハドロン実験施設に取り出されることを防ぐことができる。
(3)ビーム調整時
遅い取り出しにおいてビーム強度を増強していくためには、ビーム強度の段階に応じて加速器の調整を重ねながら、その都度、連続運転が可能な設定を確立していく必要がある。
設定が最適化されていない調整中の過程においては、短パルスのビームが取り出される可能性をゼロにはできない。また調整中には人の操作を介してビーム制御を行う場合もある
ため、慎重を期したとしても人的ミスが発生する余地は残る。実際、加速器の調整中に遅い取り出し用電磁石電源の制御値の設定ミスにより１パルス当たり10兆個（1×1013個） の短パルスビームが取り出され、ハドロン実験ホールの標的まで到達した事例がある。このときはターゲットの損傷は確認されていないが、今後のビーム強度の増強に伴い、加速器
スタディの際に大強度ビームが短時間に取り出されるリスクは増大することが予想される。
対策として、加速器調整の際には、ハドロン実験ホール内の標的部分のビーム軌道を変える、または標的に駆動機構を設けてビームを避ける位置に標的を移動し、ビームを標的には当てずに直接ビームダンプに導く。

33

8.2 ハドロン実験施設における放射性物質漏えいの再発防止策
ハドロン実験施設の管理区域の見直しを進めるとともに、施設や設備の改修を以下の方針に基づいて検討した。
（１）ハドロン実験ホールの一次ビームライン部分における放射性物質の閉じ込め（２）ハドロン実験ホール内の空気の管理排気
この方針に基づいたハドロン実験施設における再発防止策について記す。
8.2.1 標的装置
標的が壊れた場合にも放射性物質を漏らさないことを第一とする。さらに、万が一漏れが発生した場合でも事態の把握と拡大を防ぐ手段を整備する。このため、以下の対策を行う（図 8.2-1）。
① 標的容器の気密化
標的本体を取り囲む容器を気密構造とする。
② ガス循環系とその監視装置の新設
標的容器の内部が通常の大気雰囲気であると、内部に窒素酸化物が発生し、標的及び周辺機器が腐食する恐れがある。このため、内部を不活性ガスで満たす。また、標的容器内ガスの循環系を新設し、ガス内の不純物を取り除くとともに、ガス内の放射性物質濃度を監視して、標的の異常を検知できるようにする。ガスの圧力を監視して、標的容器の異常も検知できるようにする。既存の冷却水循環系は、標的容器との接続部分で隙間が生じないように封止する。緊急バッグを設け、異常時に切り替えてガスをそこに溜めることができるようにする。
③ 標的の監視の強化
標的の温度測定の時間間隔を 1 秒から 0.1 秒以内に短くし、短時間での温度上昇を検知して一次ビームを停止できるようにする。また、発生する 2 次粒子の収量を監視して、標的の損傷による 2 次粒子数の減少、または異常な上昇を検知できるようにする。短時
間にビームが取り出されたことが分かるビームモニタを設置する。
④ 標的の退避
加速器調整中に標的にビームが照射されないようにするために、標的本体を駆動装置
により移動させる。又はビーム軌道を変更する。

34

図 8.2-1：新標的システムの概念図
8.2.2

一次ビームライン室

コンクリート遮へい壁の内部空間である一次ビームライン室から実験ホールへの放射性物質の漏えいを阻止するために、次の対策を取る（図 8.2-2、8.2-3）。
① 一次ビームライン天井遮へい体の気密強化
一次ビームライン室天井部の遮へい体を全域にわたって二重に気密シートで覆う。
各気密シートと既設のコンクリート構造体との境界部は、コーキング材等でそれぞれ
隙間なく気密処置を施す。
② 2 次ビームライン開口部の気密強化（図 8.2-4）
2 次ビームライン開口部の空気隔壁を二重化する。各隔壁は、前項の天井部遮へい
体の気密シート及び既設のコンクリート構造体との境界部において、コーキング材等
でそれぞれ隙間なく気密処置を施す。
③ ケーブル貫通口の気密強化
貫通ケーブルの出入口について、二重にコーキング材等でそれぞれ隙間なく気密処置を施す。
④ 放射線監視の強化
一次ビームライン室の空気の放射性物質濃度を監視するモニタを新設する。

35

ケーブル貫通口の気密強化

P

P

P

P

P
一次ビームライン天井遮蔽体の気密強化

二次ビームライン開口部の気密強化

図 8.2-2

一次ビームライン室の気密強化案(平面図)

図 8.2-3

一次ビームライン室の気密強化案(断面図)36図 8.2-4
8.2.3

二次ビームライン開口部の気密強化案 (断面図)

ハドロン実験ホール

ハドロン実験施設管理区域外の一般区域への放射性物質の漏えいを阻止するために、次の対策を取る。下記の対策を施したハドロン実験ホールの改修案を図 8.2-5 に示す。
① ハドロン実験ホール内空気の排気の管理
既設の排風ファンは全て封止する。
実験ホール内の空気の排気を、放射性物質濃度を監視しながらフィルタを通して排気筒から行うための排気管理設備を設ける。
② 実験ホール建屋の入出管理作業者等が実験ホールから外へ退出する際に汚染検査を行える設備を設ける。
③ 放射線監視の強化
ハドロン実験ホール内に放射線モニタを増設するとともに、ハドロン実験ホール内
空気の放射性物質濃度を監視するモニタを新設し、放射性物質の閉じ込め監視を強化する。

37

図 8.2-5

8.3

ハドロン実験ホール改修の一例

放射線情報の共有化

これまで、５０ＧｅＶシンクロトロン、ハドロン実験施設等に設置した放射線モニタは、
放射線管理室によって随時監視されていたものの、当該施設のシフト員が常駐する運転管
理室では放射線モニタの指示値が確認できなかった。初動対応に必要な放射線モニタ情報の共有化が不十分であり、今回の事故に際して初動対応の遅れの要因となった。事態を繰り返さないために以下の対策を施す。
（１）放射線モニタ情報と各施設の安全系情報を同一の場所で確認できるよう、シフト員の常駐場所に放射線監視端末等の監視設備を整備する。
（２）放射線モニタの指示値上昇を早期に把握できる注意喚起警報を設定する。また、常時シフト員が放射線モニタ値のトレンドを確認できるようにする。図 8.3 に放射線モニタ値の共有化に係るイメージを示す。

38

図 8.3

放射線モニタ値共有化のイメージ

39

8.4

施設及び機器面における原因と再発防止策のまとめ

施設及び機器面における事故の原因に対して、8.1 章から 8.3 章で示した再発防止策を
表 8.4-1 にまとめる。
表 8.4-1

事象及び原因と再発防止策の対応表

事象と原因

再発防止策

事象：異常なビーム取り出し・EQ 電磁石電源の最大設定電流の見直し

原因：ビーム取り出し装置の誤作動

・電流偏差異常の検出による電源停止
・異常検出後の電源停止の高速化

事象：標的の損傷

・標的の温度異常検知の高速化

原因：大強度の短パルスが金標的を照射 （損傷の検知を強化）
・調整中の標的退避、ビーム軌道の変更
事象：一次ビームラインへの漏えい

・標的容器の気密化

原因：金標的が気密容器に入れられてい ・ガス中の放射性物質濃度や圧力の監視なかった
事象：ハドロン実験ホールへの漏えい（漏えいの検知を強化）
・一次ビームライン室境界を気密構造とする

原因：一次ビームラインの空気遮へい部 ・空気の放射能モニタを設置し異常検知時にビーム停止 （異常の拡大の防止）の気密度が十分でなかった
事象：施設外への漏えい

・既設の排風ファンは封止

原因：排風ファンを動作し排気・ハドロン実験ホール内の排気は監視しながらフィルタを通して行う

事象：放射線モニタ情報の共有化不足

・放射線モニタ情報の視認性の向上

原因：モニタ端末の設置場所や警報レベ ・注意喚起警報の設定
ルが適切でなかった

40

8.5

安全管理における再発防止策

7.2 章で展開した、事故の安全管理上の原因分析の結果、再発防止策への課題は、情報管理体制の形成、法令や判断基準の教育、規定類の見直し、そして放射線安全評価体制の見直しであった。これの課題の対する再発防止策は、（１）現状の規定類を見直し、施設の隅々まで安全を浸透させる規定類（具体的想定事象に基づく行動基準を反映させた「マニュアル」「運転手引」）に改定すること。
（２）これらの規定類に基づいた行動を実践するための教育及び訓練を実施すること。
（３）安全上の重要な設備の設計及び変更や、運転手引等の変更について、十分な審議をする放射線安全評価体制の強化を図ること。
である。
今回の事故を元にした今後の緊急時対応の検討策として、異常事象に対応するための体制を明確に定め、安全の規定類をその体制に対応させ、その体制を実践できる訓練を行う
ことが安全管理における再発防止策として集約できる。
そこで、異常事象に対応するための体制案、放射線安全上の評価体制案、教育訓練及び基準の定期的な見直し案について、以下に示す。
8.5.1 異常事象に対応するための体制
既存の異常事象への対応体制では、非常事態に至る前の「予兆現象」を的確に捉えることができない。また、Ｊ－ＰＡＲＣの最大の特徴である「複数の施設で構成される多目的施設」に特有の各施設間及び放射線管理室との「情報の共有」ができていなかった。さらに、「多数の実験利用者が不定期に利用する施設」に特有の利用者を含めた「避難体制」も組み込む必要がある。
これらの課題を解決する手段として、「基本体制」（通常の運転体制に相当）「注意体制」（今回の事故を元に新たに設ける「判断に迷う事象」や「複数の施設との情報共有が必要な事象」といった異常の兆候に対応する体制）、「非常体制」（現状の規定類で定められている直ちに通報事象であると判断できる体制）の 3 段階の体制を設定する。それぞれの体制
で、指揮、情報収集、連絡等の役割を明確化し、どの体制においても各施設と放射線管理部門が情報を共有する。また、異常を検知する MPS について、原因調査、誘発事象の確認、復帰方法等をマニュアル化し、運転員レベルで対応できるもの(低リスク MPS と定義)と、施設管理責任者を中心とした組織的な対応が必要となるもの(高リスク MPS と定義)に分類する。
それぞれの体制の概要を以下に示す。
①基本体制案（通常の運転体制）
状況：通常の運転状況
シフトリーダ初期対応：低リスク MPS 発報時には、シフトリーダの判断でリセットする。
リセットできない場合には、機器の故障が疑われるので装置担当者に連絡し、支援を依頼する。
安全対策として以下の手順を追加する。
41

・MPS 発報の原因が特定できない場合、誘発事象の発生が疑われる場合、又は放射線異常が見られた場合には、「注意体制」に移行する。
・発見者が「通報事象」を認知した場合、「注意体制」を経ずに「非常体制」に移行すると同時に、非常用電話に通報する。
・ビーム運転再開に際しては、当該事象でのビームの最終的な行き先の確認、隣接施設での異常の有無の確認等により、誘発事象の有無の確認を行う。
・誘発事象が無いと判断でき、放射線異常が見られない場合のみ、シフトリーダが運転再開の指示を出す。
指揮者：シフトリーダ
指揮所：各施設
対応要員：運転員、装置担当者
運転再開の判断：シフトリーダ②注意体制案
状況：高リスク MPS の発報や、PPS の発報等の「放射線被ばくまたは環境への影響の恐れがある」事象で、組織的対応が必要と判断された場合。
シフトリーダ初期対応：直ちに非常電話に通報し、施設管理責任者及び放射線管理責任者に連絡し、当該施設関係者を召集する。施設管理責任者が到着するまではシフトリーダは施設管理責任者の代行として現場を指揮し、情報収集を行うなどの活動を進めておく。
指揮者：施設管理責任者
指揮所：中央制御棟
対応要員：関連施設関係者、放射線管理部門
対応内容：加速器を含む各施設、放射線モニタ、設備のそれぞれについて組織的に情報を収集し、状況の認識と事象の内容を明確化するとともに、事故へ拡大する事を未然に防止するための初期対応を行う。人命に危険が生じ又はそのおそれのある場合には避難誘導を行う。「通報事象」に進展するおそれがあると判断される場合、もしくは既に進展している場合には速やかに「非常体制」に移行する。
運転再開の判断：施設管理責任者（放射線取扱主任者の同意）③非常体制案
状況：「通報事象」が発生した場合。
指揮者：センター長
指揮所：現地対策本部
対応要員：現地対策本部要員、事故対策チーム員、事故現場係員
対応内容：施設管理責任者は速やかにセンター関係者に連絡する。また、現場から情報を収集してそれを一元管理するとともに、原因の除去、災害の拡大の防止及び人命救助等の現場で必要な活動を実施し、人命に危険が生じ又はそのおそれのある場合には避難誘導を行う。
42

運転再開の判断：センター長（放射線取扱主任者の同意）以上を表 8.5-1 にまとめる。図 8-5.1 に表 8.5-1 に対応した異常事象に対応するための体制の移行の流れを示す。
表 8.5-1

異常事象に対応するための体制の移行案
指揮者
【指揮所】
対応要員

移行時の連絡
【連絡者】

体制

異常の内容

基本
体制

・低リスク MPS の
発報等

注意
体制

・高リスク MPS の発報や、PPS の発報等

・非常用電話・施設管理責任者【シフトリーダ】

非常体制・「通報事象」に該
当する場合・センター長
【現地対策本部】
・センター関係者【施設管理責任者】 ・事故対策チーム員
・事故現場係員

図 8.5-1

運転再開の判断・シフトリーダ
【各施設】
・運転員、
装置担当者

シフトリーダ・施設管理責任者【中央制御棟】
・施設関係者

施設管理責任者（放射線取扱主任
者の同意）

センター長
（放射線取扱主任
者の同意）

異常事象に対応するための体制案の移行の流れ

43

8.5.2 放射線安全上の評価体制
放射線安全にかかわる検討・評価体制の現状と見直し案を図 8.5-2 に示す。
放射線安全上の評価過程において、放射線事故につながる機器の異常が発生しうるかどうかの判断は、各施設の構造、排気排水設備の構成と運転状態、ビームの特徴、各機器の詳細設計等を網羅したうえで検討されなければならない。現状の評価体制で、これらの情報が集約され、議論できる場はＪ－ＰＡＲＣ内部に設けられた放射線安全検討会である。
放射線安全検討会は開催頻度も少なく、その構成メンバーは、Ｊ－ＰＡＲＣセンターのディビジョン長を中心とした役職指定者がほとんどで、議論を深める広い分野の専門家で構成されていなかった。そこで、メンバーに外部の有識者を含めた装置や安全の専門家を入れ、評価事項の基準を明確にし、安全上の重要な設備の設計及び変更や、運転手引等の変更について必ず審議することとし、チェック機能の強化を図る。さらに、必要に応じ専門部会を設置することにより、より深い評価を行えるようにして、Ｊ－ＰＡＲＣの安全審査の強化を図る。強化の象徴として放射線安全検討会の名称を放射線安全評価委員会に変更する。

図 8.5−2：放射線安全に係わる検討・評価体制の現状と見直し案

8.5.3

教育訓練、基準の定期的な見直し

これらの体制を整備してもそれを担うのは人であり、各人の安全意識の維持・向上させるとともに、新たな体制を有効に機能させるためには、Ｊ－ＰＡＲＣ構成員と実験利用者に対する不断の教育・訓練の実施が不可欠である。特に、事故体制・対応に関する教育を実施することが重要である。また、今回の事故においても、放射線レベルの上昇を認識しながら、避難に至らなかった実験利用者が多数いたことを踏まえて、実験利用者に対して
44

も教育・訓練を実施し、安心して実験を進めることができる環境を提供する。
教育については、一方的な情報提供に終始するのではなく、理解度評価も含めた双方向的な周知徹底を進めるものとする。特に、通報基準を十分に理解して、的確な通報が実施できる体制を構築するとともに、実験利用者からの情報を汲み上げ、判断に利用できる仕組みも取り入れる。
訓練においては、新規に導入した「注意体制」を導入し、従来なされていなかった放射性物質の漏えい事象も想定して実施する。
Ｊ－ＰＡＲＣは未だ発展途上の施設であり、運転経験の蓄積によりリスクの低減が期待される一方で、ビーム強度の増大によってリスクは増大する。リスクに対応した警報の閾
値や、注意体制に該当する要件に対する評価が変化するので、これらの基準の見直しを定期的に行う。これは、異常時に対応すべき手順がルーチンワーク化して、新たに導入した「注意体制」の機能を形骸化させないためにも必要不可欠である。
8.5.4

安全管理における再発防止策のまとめ

安全管理上の課題を解決するために、新たに設けた「注意体制」により施設管理責任者の指揮の下で組織的な対応を図る体制の構築と、技術的な審議を可能とするような放射線
安全上の評価体制の見直しを行う。さらに、これらの安全管理面での見直しを有効に機能させるために、教育訓練と基準の定期的な見直しを行う。表 8.5-2 に問題点と対策をまとめる。これらについては、今後規定等を整備し、訓練等を行いながら改善を継続する。

45

表 8.5-2

安全管理及び緊急時に実施すべき手順等の問題点と対策原因から抽出された課題

対策

異常に対応する体制が不十分

・異常事象に対応する体制として「基本体制」「注・通報遅れの防止意体制」「非常体制」を設け、明確な指揮者の下で、・漏えい拡大の防止

情報収集と共有、通報連絡、現場対応及び避難誘導・被ばくの防止を行う

評価体制が不十分

・委員を、外部有識者を含めた専門家とする・設計や変更への十分な審議・審査事項の基準を定め、チェック機能を強化する

・潜在リスクへの事前対応

・必要に応じ専門部会を設置する
・放射線安全検討会を放射線安全評価委員会に改組
し、安全評価の強化を図る

教育訓練と基準の定期的見直し

・実験利用者も含めた不断の教育訓練が不十分

・双方向的な教育と放射線事故を想定した訓練・異常対応への実践訓練

・基準、手順等の定期的な見直しを行い、対応のル

・安全文化の醸成

ーチンワーク化を防止

46

9.

ハドロン以外の施設における放射線安全確保の現状

9.1

加速器施設

Ｊ－ＰＡＲＣ加速器施設はリニアック、３ＧｅＶシンクロトロン（RCS）、５０ＧｅＶシ
ンクロトロンから構成されている。加速器トンネルにおいては、ビームがビーム輸送機器等に衝突して発生する中性子が空気を放射化し、大量の放射性物質が発生する可能性がある。それらを外部に漏えいさせないよう、全ての加速器において、加速器トンネルは第 1
種管理区域として気密管理されている。また加速器トンネルと、第 2 種管理区域及び一般区域との間には中間排気システムが設けられている。中間排気部は、その領域の排気を行うことによって外部に対する負圧を維持しており、その排気は加速器の運転中も放射性物
質濃度を監視しながらフィルタを通して排気筒から行っている。加速器自身は標的を持たないので、高濃度で拡散性の放射性物質は発生することはない。万が一ビームの損失などによってトンネル内で放射性物質が発生したとしても、中間排気部を設けることにより加速器トンネル内で発生した放射性物質が外部に漏えいすることの無い構造になっている。
9.1.1 リニアック
リニアックでは、イオン源で生成した負水素イオンビームを直線状に並べた 34 台の加速
空洞にて 181MeV のエネルギーに加速し、ビーム輸送系を経由して３ＧｅＶシンクロトロンにビームを入射する。リニアックの全体構造を図 9.1-1 に示す。
イオン源及び加速空洞は、地下 2 階の全長約 400 m の加速器トンネルに設置されている。
加速空洞に大電力高周波を供給する高周波源は、1 階のクライストロンギャラリと呼ばれるエリアに設置している。リニアック棟の断面図を図 9.1-2 に示す。リニアック棟は、地下 1 階及び 2 階、地上 1 階及び 2 階の 4 階構造となっている。地下 2 階の加速器トンネル
は第 1 種管理区域に、地上 1 階及び 2 階（吹き抜け構造となっている）のクライストロン
ギャラリは第 2 種管理区域にそれぞれ設定されている。その間に設けている中間トンネル
は、第 1 種管理区域に設定し、負圧管理している。そのため、万が一、加速器トンネル内
で放射性物質が発生した場合や、気密管理に不具合が生じた場合であっても、加速器トン
ネル内の空気が地上の第 2 種管理区域に漏えいすることはない。

47

図 9.1-1：Ｊ－ＰＡＲＣリニアック全体構造図

図 9.1−2：リニアック棟断面図
9.1.2 ３ＧｅＶシンクロトロン（RCS）
３ＧｅＶシンクロトロン施設(RCS)は、３ＧｅＶシンクロトロン棟（RCS 棟）、主トンネ
ル、及びサブトンネルから成る。RCS 棟は地上 1 階、地下 2 階からなり、主トンネルは地下 2 階部分、サブトンネルは地下 3 階部分にある。加速器本体は主トンネルに設置され、RCS 棟と主トンネルは気密扉で仕切られている。図 9.1−3 に RCS 施設の断面図を示す。図中の赤字は第 1 種管理区域を、青字は第 2 種管理区域を示す。主トンネル、サブトンネル、及び RCS 棟地下 2 階は第 1 種管理区域、地下 1 階は第 2 種管理区域、そして地上階は主に一般区域である（図 9.1-4 参照）。
48

図 9.1-4 に示すように、第 1 種管理区域は 3 系統（主トンネル系、サブトンネル系、ホット機械室系）の空調換気システムを有しており、三段階の負圧管理を実施している。また、放射線管理上 RCS に含まれる３－ＮＢＴトンネル及び３－ＮＢＴ電源機械棟の管理区
域も RCS と同様の管理を行っている（図 9.1-5 参照）。これらの排気は放射能濃度を監視しながら、フィルタを通して排気筒から行われる。第 1 種管理区域の負圧管理状況を図 9.1-6に示す。全系統で設置値通りの外部に対する負圧を維持しており、放射性物質が外部に漏
えいすることはない。
ビーム運転中は、サブトンネル系とホット機械室系は連続排気による負圧管理をしており、その排気は放射性物質濃度を監視しながらフィルタを通して排気筒から行われる。主トンネル系は空気を閉じ込めた状態で循環運転を行っており、主トンネルで発生した放射性物質が外部に漏えいすることはない。またその排気は、ビーム運転終了後に放射線レベ
ルの減衰を待って、放射性物質の濃度を監視しながらフィルタを通して排気筒から行う。

図 9.1−3

３ＧｅＶシンクロトロン施設の断面図。主トンネル、サブトンネル、ホット機

械室は第 1 種管理区域で気密管理されている。入出射磁石電源室、空調機械室は第 2 種管理区域でありサブトンネル側が負圧管理されている。

49

図 9.1-4：３ＧｅＶシンクロトロン施設の管理区域区分。第 1 種管理区域は 3 系統の空調
換気システムを有しており、三段階の負圧管理を行っている。

図 9.1-5：３－ＮＢＴトンネル、及び３－ＮＢＴ電源機械棟の管理区域区分。

50

図 9.1-6：３ＧｅＶシンクロトロン施設の負圧管理
9.1.3 ５０ＧｅＶシンクロトロン(MR)
図 9.1-7 と図 9.1-8 に５０ＧｅＶシンクロトロン施設の地下部と地上部を示す。地下部
は、RCS からのビームを MR に輸送するビームラインが設置されている３－５０ＢＴトンネ
ル、MR 本体が設置されている加速器トンネル、ハドロン実験施設にビームを輸送するビー
ムラインが設置されているスイッチヤードトンネル、ニュートリノ生成ターゲットまでビームを輸送するためのビームラインが設置されているニュートリノ 1 次ビームライントン
ネル、及び各トンネルと付属建物との間を結ぶサブトンネル部から構成されている。加速器やビームラインが置かれたトンネルはすべて気密管理されている。
地上部は MR に付随した建物として、第 1、第 2 搬入棟（一般区域）、加速器及び３－５０ＢＴ用機器の電源やローカル制御室が置かれている第 1、第 2、第 3 電源棟（一般区域）、
空調や冷却水系が置かれている第 1、第 2、第 3 機械棟（一部は第 1 種管理区域）、及び緊
急時の避難口である第 1、第 2、第 3 脱出棟（第 2 種管理区域）がある。さらに、スイッチ
ヤードトンネルに付随して、ハドロン搬入棟（第 1 種及び第 2 種管理区域）、ハドロン電源棟（ハドロン電源棟制御室を除く。第 2 種管理区域）、ハドロン第 1 機械棟（第 1 種管理区域）がある。また、ニュートリノ 1 次ビームラインに付随して、ニュートリノ入域管理棟（一部は第 1 種管理区域）、第 1、第 2 設備棟（一部は第 1 種及び第 2 種管理区域）、ニュートリノ搬入口（一部は第 1 種管理区域）がある。これらの建物は加速器トンネルやビー
ムライントンネルとサブトンネルで接続されているが、ニュートリノサブトンネルＢとＤ
Ｅには中間排気部が無いが、サブトンネルＢは一般区域との境界をコンクリートブロック
で封じきり、ブロックのつなぎ目とケーブル貫通部をコーキング処理することで、またサブトンネルＤＥは対抗するサブトンネルＤＭが機械室への吸気ダクトになっていることにより、外部への漏えいを防いでいる。図 9.1-9 に MR に付随した 4 種類の建物における中間
排気部を示す。

51

図 9.1-7：５０ＧｅＶシンクロトロン施設の管理区域（地下部）。

図 9.1-8：５０ＧｅＶシンクロトロン施設の管理区域（地上部）。

52

図 9.1-9：５０ＧｅＶシンクロトロントンネルに付随した 4 種類の建物の負圧管理/中間排
気区域。
9.2

物質・生命科学実験施設（MLF）

9.2.1 管理区域
物質・生命科学実験施設(MLF)には中性子生成標的（中性子ターゲット）とミュオン生成
標的（ミュオンターゲット）を配置しその両翼に、標的で生成される中性子及びミュオン
を用いて実験を行うエリアを配置している。これらは構造的に区画されている。
（図 9.2-1
参照）
MLF では、陽子ビーム輸送ライン、ミュオンターゲット及び中性子ターゲットを含む「放射線発生装置室」と、放射化した機器を扱う設備、1 次冷却水を扱う設備、放射性ガス等を含む空気の管理排気設備を設置しているエリアを第 1 種管理区域としている。ミュオン
及び中性子を引き出して実験を行う 2 次ビームラインを設置した「第 1・第 2 実験ホール」
は第 2 種管理区域としている（図 9.2-2 参照）。

図 9.2-1：物質・生命科学実験室の断面53

放射化機器取扱室

放射線発生装置室

図 9.2-2：物質・生命科学実験室の管理区域区分（左）と負圧区分（右）第 1 種管理区域のうち、上述の「放射線発生装置室」は、他のエリアに対して空気的に隔絶しており、その空調は、ビーム運転中には排気を行わずに閉じ込め循環としている。
他の第 1 種管理区域及び第 2 種管理区域はいずれも負圧管理している。特に、放射化機器
取扱室の負圧度を最も高くするとともに、周辺の負圧度を段階的に弱くして汚染の拡大を防ぐ設計となっている（図 9.2-2 参照）。
管理区域からの排気は放射性物質の濃度を監視しながら、排気設備のフィルタを通し
MLF の排気筒から行っている。これにより、第 1 種管理区域から第 2 種管理区域への漏えいが生じないことを担保している。負圧管理を行っているエリアで負圧に異常が発生した
場合は、負圧制御を監視している中央監視室から加速器運転シフトリーダへ通報し、ビー
ム運転を停止する措置を講じることとしている。さらに停電時など負圧が維持できなくな
った場合は、給排気設備を停止し、給気側の自動ダンパ「閉」及び排気側の自動ダンパ「閉」となることで封じ込めを行う。
9.2.2 放射性物質の漏えい防御システム
ａ）中性子ターゲット
中性子ターゲットには大強度のビームの熱負荷に対応するため水銀を用いている。水銀は容器（SUS316L 製）に内包し、この中で流動させる。水銀にはビームによって生成した
大量の放射性物質が存在しており、厳重に閉じ込める必要がある。さらに、この容器が放射線損傷等によって破損し得ることを予め想定し、容器は図 9.2-3 に示す気密の多重防護構造を有する。すなわち、水銀を内包する「水銀容器」の外側を「保護容器」で覆っている。保護容器はその中に冷却水路を有するため、水銀に対しては三層の多重構造となっており、水銀容器が破損しても水銀ターゲット容器外へ放射性物質が流出することを防いでいる。水銀容器と保護容器の間はヘリウムを密閉できる構造とし、この層の放射性物質濃度を監視するシステムを設けている。水銀容器に破損が生じた場合には放射性物質濃度の変化を検知し、インターロックを作動させて漏えいが拡大する前にビーム運転を停止する。
ヘリウム層には、電極の短絡によって水銀の流出を検出する水銀漏えい検知器も設置している。容器の温度や、陽子ビームの入射を受けたときの容器の振動速度も計測しており、
54

容器の状態は多重の検出器によって監視している。

図 9.2-3：水銀標的容器の概要
図 9.2-4 に中性子ターゲット装置の概要図を示す。運転時、中性子標的は容器構造のヘリウムベッセル（SUS316L 製）に装着し、ビームを入射させる。ヘリウムベッセルでは陽子ビーム窓を介して上流の高真空ビームダクトと空気的に隔絶し、ターゲット容器のメタルシールで外側雰囲気と区画をなす。万が一水銀の保護容器まで破損して水銀がその外に流失することがあっても、ベッセルの外部には漏れない構造になっている。さらに、ヘリウムベッセルは周囲の遮へい体とともにアウターライナーとよばれる円筒形の容器（炭素鋼製）の中に設置される。アウターライナーは上部の遮へい体部で外部とシールを取る構造であり、大型機器取扱室であるターゲットステーション上部（図 9.2-1 参照）も、第 1種管理区域として管理されている。このように中性子ターゲット外側にも多重の防護構造を有しており、中性子ターゲットが破損しても、放射性物質が第 2 種管理区域である実験ホールまで漏えいすることはない。
水銀の循環設備は標的台車の後方に搭載され、放射化機器取扱室に位置する。放射化機器取扱室の放射性物質濃度をモニタリングするシステムを設置し、いち早く漏えいの兆候を検知できるようにしている。台車上には水銀漏えい検知器を設置しているほか、液受けやドレンタンクを設け、万が一漏えいが生じた場合でもその拡大を防ぐ手段を講じている。
水銀の循環状態については、ポンプの入口と出口での圧力、水銀の流量、水銀タンクの水銀温度を監視し、異常が生じた場合はインターロックを作動させてビーム運転を停止する。水銀ターゲットの運転監視では、インターロックが作動する基準値より厳しい条件の値を設定し、この値が検知されると「注意報」を発報させ、事象をできるだけ早期に捉える手段も講じている。
55

大型機器取扱室

ターゲットステーション

アウターライナー
ヘリウムベッセル

標的台車
陽子ビーム窓放射化機器取扱室

図 9.2-4：中性子標的装置概要図ｂ）ミュオンターゲット
ミュオンターゲット（標的）の概要を図 9.2-5 に示す。ミュオン標的は 2 センチメート
ル厚の黒鉛で、中性子ターゲットの上流約 30 メートルの位置に設置している。ミュオン標
的には大量の放射性物質が蓄積されているため、ミュオン標的は気密容器に内包されている。この容器からミュオンビームを実験ホール側に引き出すミュオンビームダクトは、仕切り膜により実験ホールとは空気的に隔絶されている。そのため、万一ミュオン標的が黒鉛の気化などによって破損しても、放射性物質が第 2 種管理区域である実験ホールまで漏
えいすることはない。ビームラインの真空度が劣化した時は緊急遮断弁が動作し、各々の真空を分断するともに、インターロックによりビーム運転を即時停止する。
ミュオン標的に関しては、多数の標的温度計測システム、標的冷却水流量計及び標的位置モニタが取り付けられている。標的温度、冷却水の停止又は流量の減少、標的位置の異常があれば、これらを検知し、インターロックによりビームを停止する。

図 9.2-5：ミュオン標的の概要
56

標的チェンバ、陽子ビームライン、及びミュオンビームライン先頭部は M1、M2 トンネル部（ミュオンターゲット前後の陽子ビームライン用トンネル）に設置される。このトンネ
ルとその上部の大型機器取扱室（第 1 種管理区域）とは遮へいブロック上部で目地を気密処理している。実験ホール（第 2 種管理区域）との間には気密はゴムパッキンで担保する構造の気密板を取りつけ、空気的に隔絶する。運転中はトンネル内から外部に通じるダクトのダンパを閉じ、空調は循環運転となる（図 9.2-6 参照）。

図 9.2-6： M1M2 トンネル部の気密確保の概念図

9.2.3

陽子ビームの輸送ライン

陽子ビームをミュオン標的や中性子標的に輸送する３ＧｅＶ陽子ビーム輸送ラインには、多数のビーム強度モニタとビーム形状診断装置、ビームロスモニタを設置している。何らかの原因で電流密度が上昇した場合、これらの診断装置で検知し、次の陽子パルスビームが来るまでの 40 ミリ秒以内にビームを停止することができる。電流密度が通常の２倍程度となる場合を異常と判断することとしている。このとき、異常を起こしたビームパルス
１発がターゲットに入射することは想定しているが、水銀容器及び外側の保護容器における温度又は応力が増加しても、許容値を超えないと評価しており、容器の健全性は保たれ
る。
9.3
9.3.1

ニュートリノ実験施設
管理区域

ニュートリノ実験施設では、陽子ビームを黒鉛の標的に照射し、発生するπ中間子が崩壊する際にミュオンとともにニュートリノが生成される。このニュートリノビームが 295
km 離れた岐阜県神岡町にある実験施設に送られる。ビームが通過する地下部分はすべて第1 種管理区域で、地上部分は、入域管理棟、ターゲットステーション棟、第 2 設備棟（NU2）
機械室及び第 3 設備棟（NU3）が第 1 種管理区域である。その周辺地上部は第 2 種管理区域である（図 9.3-1）。地下部と地上部の間は気密シート等により気密構造となっている。
ビーム運転中は地下の空調は循環運転となり、地上又は屋外に排出されることは無い。その地上部は図 9.3-2 に示すように連続排気により負圧管理されており、その排気は放射性
57

物質濃度を監視しながら、フィルタを通して排気筒から行なっている。この概念は、ヘリ
ウム容器終端部が地下にある第 3 設備棟（NU3）においても同様である。

図 9.3-1：ニュートリノ実験施設の管理区域
9.3.2

放射性物質の漏えい防御システム

ニュートリノ生成標的や電磁ホーンなどの、機器自身が高度に放射化する 2 次粒子生成
機器は、ターゲットステーション棟地下部のヘリウムガスを封入した気密鉄容器（ヘリウ
ム容器）内にすべて密閉されている（図 9.3-2、図 9.3-3）。また、第 3 設備棟地下にある
ビームダンプも、同じヘリウム容器内に密閉されている。標的とヘリウム容器はそれぞれ専用のヘリウム循環装置で冷却されているが、その循環装置にはフィルタが設置されている。
ニュートリノ実験施設において想定しうる過酷事象は、高度に放射化した標的や電磁ホーンの破損やそれに伴う破砕片の飛散である。通常の運転においてはビームや冷却水の異常を検知するセンサーのインターロックによりビーム運転を停止し、標的の破損を防ぐ。
万が一上記インターロックの異常などにより標的が破損ないし蒸発した場合は、π中間子が崩壊してできるミュオンをショット毎にモニタしているので、ミュオン生成量の変化から即座に標的の損傷を検知できる。また破損の形態によっては、冷却のためのヘリウムガ
スの流量、温度、圧損にも変化が現れる。これらの警報によりビーム運転を停止し、放射性物質を標的の気密容器内に閉じ込めることができる。仮に全ての標的監視システムが機能せず、標的冷却系気密容器をも破損した場合や、電磁ホーンやビームダンプ等の機器が破損した場合でも、放射性物質はヘリウム容器内にとどまり、管理区域外への汚染の拡大は無い。
ターゲットステーション地下及び第 3 設備棟地下の空気の放射能濃度も測定しており、
58

万が一、ヘリウム容器が破損して放射性物質が地下に漏えいした場合は、空気中の放射能
濃度の変化として検知できる。この場合は、直ちにビーム運転を停止してヘリウム圧力を下げることによりヘリウム容器から地下空間への放射性物質の漏えいを抑制するとともに、地上部の排気を停止して、管理区域外への漏えいを防止する。

図 9.3-2：標的ステーション（左）及び第３設備棟（右）図 9.3-3：標的冷却系気密容器とヘリウム容器
9.3.3

陽子ビームの輸送ライン

ニュートリノ実験施設では５０ＧｅＶシンクロトロンに蓄積された陽子ビームを全て一気に取り出すモードで運転しており、遅い取り出しのように設計よりも短時間に集中したビームが取り出される危険性は存在しない
陽子ビームを標的に輸送する陽子ビーム輸送ラインには、多数のビーム強度モニタとビーム形状診断装置、ビームロスモニタを設置している。何らかの原因でビーム電流が変動した場合、あるいはビームの大きさや軌道が変化した場合はこれらの診断装置で検知し、次の陽子パルス 1 発が来るまでにビームを停止することができる。このとき異常を起こした１発のビームパルスがターゲットに入射することは想定しているが、標的本体、標的容59

器及び電磁ホーンの温度、応力は許容値を超えない設計がされており、装置の健全性は保たれる。
9.4 加速器のビーム行き先制御
Ｊ－ＰＡＲＣは複合施設という特徴を持ち、施設毎の分離稼働の安全性が保証されている施設である。各施設の分離運転は PPS において担保されている。PPS によって加速器ト
ンネルや一次ビームライン内に人がいないことを保証する「No Access」状態になって初めて、制御システムはその施設を「ビームの行き先」に組み込むことが可能となる。
「ビームの行き先」に組み込まれていない施設にはビームは輸送されない。
更に安全性を担保しているのは、各施設のビーム輸送系に設置された安全装置（ビーム
プラグと電磁石）である。各実験施設がビーム運転可能である「No Access」状態になっていなければ、PPS からの許可信号が出ず、それぞれの施設の安全装置への許可信号を出すことはできない。表 9-4-1 にそれぞれのビームの行き先に対応した安全装置への許可信号の一覧を示す。
表 9.4-1 ビームの行き先と安全装置への許可信号
ＭＬＦ
安全装置

HD
安全装置

NU
安全装置

MLF Target

許可

不許可

不許可

Hadron Target

不許可

許可

不許可

Hadron Target & MLF Target

許可

許可

不許可

Neutrino Target

不許可

不許可

許可

Neutrino Target & MLF Target

許可

不許可

許可

ビーム行先

図 9.4-1 は、利用運転における加速器の行き先制御画面の一例である。このような施設の分離稼働の安全性については、2008 年の運転開始以来、Ｊ－ＰＡＲＣは十分な実績を持っている。

図 9.4-1：利用運転における「ビームの行き先」制御画面の例
60

9.5

ハドロン実験施設と他施設の放射線安全確保のまとめ

ハドロン実験施設の再発防止策と他施設の放射線安全確保の現状を示した。表 9.5-1 に対策前後のハドロン実験施設及び他施設における事故リスク項目に対する対応をまとめる。
表 9.5-1

対策前後のハドロン実験施設及び他施設における事故リスク項目に対する対応

事故リスク

ハドロン実験施設

物質・生命科学

ニュートリノ

項目

（対策前）

実験施設

実験施設

加速器施設

（対策後）
考慮せず
予期しない短加速器の最短パル

常に運転時の最短スを利用している

パルスビーム

異常兆候、またはので今回の事故のの導入異常が小さい状態

ような異常は生じでビーム停止ない。

同左

パルスで動作。今
回の事故のような異常は生じない。

標的容器は気密で標的損傷によないる第 1 種管理

標的を気密容器に

標的は多重の気密区域への放射設置し、損傷して容器に設置。

性物質漏えいも漏えいを容器内

標的はない。（ビ同左

ームは常に真空容器内に閉じ込められている。）にとどめる。
放射化空気を閉じ
第 1 種管理区

込めるための気密域から第 2 種性

管理区域への第 1 種管理区域か漏えい

ら実験ホールへの第 1 種管理区域の第 1 種管理区

第 1 種管理区域と負圧の方が第 2 種

域は負圧制御第 2 種管理区域へ

管理区域の負圧よ（建屋に第 2の間に中間領域をりも深い。

種管理区域は設け、そこを負圧

ない。）

で制御。

気密性を強化。
考慮せず
管理区域から管理区域外への漏えい

実験ホールの排気は監視しながらフ
ィルタを通す。

実験ホールは負圧管理。排気は監視しながらフィルタ
を通す。

実験ホールはない。第 1 種管
理区域の機械
室は同左。

実験ホールはない。第 1 種管理区
域の機械室は同左。中間領域は負圧制御で担保。

注：陽子ビームラインの第 1 種管理区域はビーム運転中、密閉され、その中の空気はフィルタを通して循環している。運転後の排気は放射能の減衰の後、放射線レベルを監視しながら、フィルタを通して行う。

61

10. まとめ
本報告書は、これまで調査を進めてきた以下の項目の結果を取りまとめたものである。
（１）放射性物質漏えいに関する調査結果（２）施設・機器面における事故発生の原因究明と再発防止策（３）安全管理における原因の究明と再発防止策及び緊急時対応の検討策（４）ハドロン以外の施設における安全の現状の調査
放射性物質漏えいに関する調査結果では、漏えいした放射性物質の総量は約 200 億 Bq
であり、放射性物質の放出に伴う実効線量（外部被ばく線量と内部被ばく線量の合計）は、ハドロン実験施設に最も近い事業所境界において 0.17 μSv と評価され、第一報で報告された 0.29 μSv を超えるものではないことが確認された。施設・機器面における事故発生の原因究明と再発防止策では、ビーム取り出し装置の誤作動原因及び対策や、金標的の温度解析を示した。そして、複数の原因を整理し、原因に対応する再発防止策として、多重の防護策を示した。安全管理における原因の究明と再発防止策及び緊急時対応の検討策では、時系列から行動の要因分析を実施しソフト面の問題点に関する原因を整理し、これらに対応した再発防止策を示した。そして、緊急時対応の検討策として異常事象に対応する
ための 3 つの体制案を示した。最後に、ハドロン実験施設以外の施設における安全の現状の調査では、物質・生命科学実験施設、ニュートリノ実験施設、加速器施設における安全に関する健全性を示した。

62

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判断の整理・分析表
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J-PARC センター事故等通報マニュアル
２．通報等が必要な事象等
通報等が必要な場合は、茨城県原子力安全協定（以下、「安全協定」という）第 17 条
による事象等、J-PARC センター安全衛生管理規定による事象等及びそれらに含まれない事象等が発生したときである。また、法令報告事象（通報等事象）かどうかの判断がつかない事象が発生した場合も、直ちに安全ディビジョン長に連絡する。
2.1 安全協定第 17 条第 1 項関連による通報等
第 17 条第 1 項関連の通報等は、以下の(1)から(4)に示す重大な事故等が発生したときである。
(1) 法令に基づく場合
法令に基づき通報等が必要な場合は、放射線障害防止法に定められている以下の事象等が発生したときである。
・放射性同位元素が異常に漏えいしたとき。
2.2 安全協定第 17 条第 2 項関連による通報等
第 17 条第 2 項関連の通報等は、以下の事象等が発生したときである。
⑬ 設備の故障、誤操作又は誤作動に伴い、放射線作業計画の範囲を超え、管理区
域内が汚染した場合。
⑭ 設備の故障、誤操作又は誤作動に伴う計画外の被ばくがあった場合で、放射線業務従事者が 1ｍSv を超え 5mSv 以下の外部被ばくがあった場合。
⑮ 設備の故障、誤操作又は誤作動に伴う想定外の被ばくがあった場合で、放射線業務従事者以外の者が、一時的に管理区域内に立ち入った場合で、0.5ｍSv 以下の外部被ばくがあった場合。
⑰ 設備の故障、誤操作又は誤作動に伴い、予期しない内部被ばくが発生した場合
で、被ばく評価後に実効線量が 5mSv 以下の場合。
2.4 J-PARC センター安全衛生管理規定による通報等
J-PARC センター安全衛生管理規定による通報等は、第 63 条に定められている以下の事象等が発生したときである。
⑫ 放射性物質が多量にもれ、こぼれ、又は散逸したとき。
⑭ 重大災害につながるおそれのある事故又は異常が発生したとき。
⑮ その他異常、故障、事故時の発生により、正常な業務が長時間にわたって中断されるような事態が生じたとき。
J-PARC センター安全衛生管理規定
第６３条 セクションリーダー等は、その所掌に係る業務に関し、次の各号に掲げる災
害又は事故が発生したときは、直ちにディビジョン長及び安全ディビジョン長に報告しなければならない。
(12) 放射性物質が多量にもれ、こぼれ、又は散逸したとき。
(14) 重大災害につながるおそれのある事故又は異常が発生したとき。
(15) その他異常、故障、事故時の発生により、正常な業務が長時間にわたって中断されるような事態が生じたとき。
２ 安全ディビジョン長は、前項の報告を受けたときは、速やかにセンター長を経由して両事業所の長に報告しなければならない。