2006 年 4 月 26 日(5 月 9 日、改定)

六ヶ所再処理工場の災害評価に関する覚書
京都大学原子炉実験所

小出裕章

Ⅰ．はじめに行うことは六ヶ所再処理工場で重大な事故がおきた時の災害を評価することである。六ヶ所再処理工
場は、使用済み燃料を 3000 トン分貯蔵し、年間 800 トン分の再処理を行う計画である。
原子力発電所の炉心に存在する核燃料が 100 トンから 150 トンであるのに比べて、はるかに多いし、再処理の作業は燃料棒を切断して硝酸に溶かした上での化学分離であるので、平常運転時に環境に放出する放射能の量は原子力発電所に比べて桁違いに多くならざるを得ない。
ただ、再処理工場に搬入される燃料は、原子力発電所で使用済みとなり、その後数年間発電所内に保管された後に運び込まれるものである。そのため、運転中の原子力発電所で事故が起きた場合に比べれば、短い寿命の放射性核種は減衰してなくなってしまっており、再処理工場で事故が起きた場合には、短寿命の放射性核種からの影響は実質的に無視できる。一方、再処理工場に搬入される使用済み燃料は原子炉で燃え尽くされたものであり（燃焼度が高い）、長寿命の核種の蓄積が多い。それらの核種は超ウラン元素と呼ばれる一群の核種であり、その多くはアルファ線を出して、生物毒性が高い。
私の手元には、かつての同僚である瀬尾健さんが遺してくれた原子力発電所の災害評価を実行する一群のプログラムがある。それに手を加え、再処理工場での災害評価をできるようにすることがこの仕事の中心課題である。

Ⅱ．災害評価で考慮する放射性核種
すでに述べたように、原子力発電所の災害評価で考慮しなければならない核種と再処理工場の災害評
価で考慮しなければならない核種は大きく異なる。瀬尾さんは米国原子力規制委員会の「原子炉安全性研究」で取り上げられた核種を採用して災害評価を行ったが、再処理工場用には災害評価に考慮する核種を選定しなおし、各核種についての放射線データや被曝線量関連のデータファイルを新たに作り直す必要がある。

「使用済軽水炉燃料の核種組成評価」に示されたデータの今回はまず、JAERI-Reserch99-004、
うち「取出燃焼度 45GWd･tHM の PWR-UO2 燃料に対する核種組成データ」から冷却期間 5 年の値を採用して再処理工場に存在する放射性核種の量を決めた。そして、その中から被曝評価上重要な 45 核種を選んだ。ただし、H-3 については、このレポートの値が六ヶ所再処理工場の申請書に示された値と比べて著しく小さいので、申請書記載の値を参考に補正した。ただし、H-3 は平常運
転時の被曝評価では重要だが、事故時の被曝には大きく寄与しない。
次に、それぞれの核種について吸入摂取した場合の線量換算係数を決める。瀬尾さんは ICRP-72の値を使い、Pu など若干の核種について J.W.Gofman の評価を使って補正した。今回は、日本原子力研究所が科学技術庁からの委託調査「原子力発電施設等内部被ばく評価技術調査」によって作成した「内部被ばく線量評価システム：INDES Vers.4.1」(2000 年３月)コードを使って、成人に対する値を計算しなおし、すべての核種について、その値を採用した。その場合各核種の化学形は

1

表１

六ケ所再処理工場に存在する放射性核種と線量換算係数

取出燃焼度 45GWd･tHM の PWR-UO2 燃料に対する核種組成データ、取り出し後５年冷却線量換算計数[Sv/mCi]
放射能量
半減期
8
核種名
10 Ci
Days
30d
50y
1 H
3
1.892×10＾-02 4.504×10＾+035.550×10＾-04
6.660×10＾-04
2 Kr
85
2.625×10＾-01 3.908×10＾+03
0.000×10＾+00
0.000×10＾+00
3 Sr
90
2.626×10＾+00 1.052×10＾+043.700×10＾-028.880×10＾-01
4 Y
90
2.659×10＾+00 2.666×10＾+00
5.550×10＾-025.550×10＾-02
5 Zr
93
7.367×10＾-05 5.479×10＾+08
6.290×10＾-033.700×10＾-01
6 Tc
99
5.325×10＾-04 7.816×10＾+077.770×10＾-02
1.480×10＾-01
7 Rh 102
3.097×10＾-05 1.059×10＾+035.550×10＾-02
6.660×10＾-01
8 Ru 106
7.211×10＾-01 3.653×10＾+02
3.478×10＾-01
2.442×10＾+00
9 Ag 110 m
1.494×10＾-03 2.520×10＾+02
1.110×10＾-01
4.810×10＾-01
10 Cd 113 m
9.801×10＾-04 5.114×10＾+03
1.110×10＾-01
1.110×10＾+00
11 Sb 125
9.000×10＾-02 9.862×10＾+02
7.030×10＾-02
1.776×10＾-0112 I
1291.255×10＾-06 5.844×10＾+09
2.257×10＾-01
1.332×10＾+00
13 Cs 134
1.407×10＾+00 7.531×10＾+02
5.180×10＾-02
2.479×10＾-01
14 Cs 137
3.861×10＾+00 1.102×10＾+04
3.256×10＾-02
1.739×10＾-01
15 C
144
4.636×10＾-01 2.842×10＾+023.700×10＾-01
1.924×10＾+00
16 Pr 144
4.630×10＾-01 1.202×10＾-02
6.660×10＾-04
6.660×10＾-04
17 Pm 146
6.404×10＾-05 2.009×10＾+03
6.660×10＾-02
6.290×10＾-01
18 Pm 147
1.596×10＾+00 9.582×10＾+02
5.920×10＾-02
6.290×10＾-01
19 Sm 151
1.122×10＾-02 3.287×10＾+047.400×10＾-03
1.480×10＾-01
20 × 152
5.816×10＾-05 4.748×10＾+03
9.620×10＾-02
1.554×10＾+00
21 × 154
1.586×10＾-01 3.105×10＾+03
1.776×10＾-01
1.961×10＾+00
22 × 155
7.383×10＾-02 1.790×10＾+034.440×10＾-02
2.553×10＾-01
23 Ra 224
1.340×10＾-06 3.653×10＾+00
1.184×10＾+02
1.184×10＾+02
24 Th 228
1.337×10＾-06 6.988×10＾+02
5.180×10＾+02
1.554×10＾+03
25 Th 230
2.390×10＾-09 2.922×10＾+077.400×10＾+01
5.180×10＾+02
26 Pa 231
8.591×10＾-10 1.198×10＾+078.140×10＾+01
1.258×10＾+03
27 U
234
3.656×10＾-05 8.949×10＾+077.770×10＾+01
3.552×10＾+02
28 U
235
5.376×10＾-07 2.571×10＾+116.660×10＾+01
3.219×10＾+02
29 U
236
9.808×10＾-06 8.554×10＾+09
7.030×10＾+01
3.330×10＾+02
30 Np 237
1.338×10＾-05 7.816×10＾+08
7.030×10＾+028.510×10＾+02
31 Pu 238
1.375×10＾-01 3.205×10＾+049.620×10＾+01
5.920×10＾+02
32 U
238
9.357×10＾-06 1.632×10＾+126.290×10＾+01
3.034×10＾+02
33 Pu 239
1.122×10＾-02 8.803×10＾+06
8.510×10＾+01
5.920×10＾+02
34 Np 239
1.029×10＾-03 2.338×10＾+00
3.515×10＾-02
3.515×10＾-02
35 Pu 240
1.821×10＾-02 2.400×10＾+06
8.510×10＾+01
5.920×10＾+02
36 Am 241
4.227×10＾-02 1.582×10＾+058.510×10＾+01
1.554×10＾+03
37 Pu 2414.117×10＾+00 5.219×10＾+037.770×10＾-03
6.290×10＾+00
38 Am 242 m
2.314×10＾-04 5.552×10＾+044.440×10＾+00
1.369×10＾+03
39 Cm 242
1.066×10＾-03 1.629×10＾+02
9.990×10＾+01
1.924×10＾+02
40 Pu 242
9.149×10＾-05 1.363×10＾+087.770×10＾+015.550×10＾+02
41 Am 243
1.023×10＾-03 2.692×10＾+06
7.770×10＾+01
1.517×10＾+03
42 Cm 243
7.247×10＾-04 1.041×10＾+049.250×10＾+01
1.147×10＾+03
43 Cm 244
1.352×10＾-01 6.615×10＾+039.250×10＾+01
9.990×10＾+02
44 Cm 245
2.539×10＾-05 3.105×10＾+06
8.140×10＾+01
1.554×10＾+03
45 Cm 246
4.740×10＾-06 1.717×10＾+06
8.140×10＾+01
1.554×10＾+032

表２

各核種のガンマ線、ベータ線エネルギーと地表および雲から受ける被曝線量

γEnergyβEnergyDFG (1)
DFC (2)
Effective
Effective
核種名
MeV
MeV
(Sv/h)/(Ci/m^2) (Sv/s)/(Ci/m^3)
1 H
30.000×10＾+00 6.203×10＾-03
0.000×10＾+00
0.000×10＾+00
2 Kr
85
2.236×10＾-03 2.297×10＾-01
0.000×10＾+00
5.167×10＾-06
3 Sr
90
0.000×10＾+00 1.820×10＾-01
0.000×10＾+00
0.000×10＾+00
4 Y
90
5.246×10＾-08 7.627×10＾-01
6.470×10＾-09
1.208×10＾-10
5 Zr
93
0.000×10＾+00 1.900×10＾-02
0.000×10＾+00
0.000×10＾+00
6 Tc
99
5.831×10＾-09 9.733×10＾-02
1.590×10＾-09
1.322×10＾-11
7 Rh 102
1.938×10＾+00 0.000×10＾+00
3.220×10＾-01
4.528×10＾-03
8 Ru 1061.750×10＾-01 1.031×10＾+00
2.980×10＾-02
4.056×10＾-04
9 Ag 110 m
2.168×10＾+00 8.417×10＾-02
4.270×10＾-01
6.194×10＾-03
10 Cd 113 m
6.144×10＾-05 1.967×10＾-011.210×10＾-05
1.419×10＾-07
11 Sb 125
3.819×10＾-01 9.988×10＾-02
7.290×10＾-02
9.667×10＾-0412 I
1292.968×10＾-03 5.000×10＾-02
1.110×10＾-03
5.556×10＾-06
13 Cs 134
1.516×10＾+00 1.659×10＾-01
2.580×10＾-01
3.611×10＾-03
14 Cs 137
5.955×10＾-01 1.705×10＾-019.420×10＾-02
1.311×10＾-03
15 C
144
1.482×10＾-02 9.543×10＾-023.520×10＾-03
3.444×10＾-05
16 Pr 144
2.868×10＾-02 9.886×10＾-01
4.050×10＾-03
6.639×10＾-05
17 Pm 146
7.445×10＾-01 9.805×10＾-02
1.260×10＾-01
1.731×10＾-03
18 Pm 147
3.569×10＾-06 7.483×10＾-028.740×10＾-078.250×10＾-09
19 Sm 151
6.462×10＾-06 2.530×10＾-02
3.150×10＾-06
4.111×10＾-09
20 × 152
8.091×10＾-01 7.123×10＾-02
1.830×10＾-01
2.614×10＾-03
21 × 154
1.022×10＾+00 2.321×10＾-01
1.970×10＾-01
2.833×10＾-03
22 × 155
5.399×10＾-02 5.600×10＾-021.440×10＾-02
1.231×10＾-04
23 Ra 224
9.398×10＾-03 0.000×10＾+00
1.890×10＾-03
2.175×10＾-05
24 Th 228
1.452×10＾-03 0.000×10＾+00
4.920×10＾-04
4.528×10＾-06
25 Th 230
2.516×10＾-04 0.000×10＾+00
7.600×10＾-05
5.528×10＾-07
26 Pa 231
2.450×10＾-02 0.000×10＾+00
4.680×10＾-03
5.639×10＾-05
27 U
234
6.333×10＾-05 0.000×10＾+00
3.330×10＾-05
2.497×10＾-07
28 U
235
1.364×10＾-01 0.000×10＾+00
2.990×10＾-02
3.194×10＾-04
29 U
236
6.013×10＾-05 0.000×10＾+00
1.510×10＾-05
9.222×10＾-0830 Np 237
1.508×10＾-02 0.000×10＾+00
4.780×10＾-03
3.056×10＾-05
31 Pu 238
1.694×10＾-05 0.000×10＾+00
6.150×10＾-06
3.333×10＾-08
32 U
238
1.586×10＾-04 0.000×10＾+00
5.430×10＾-05
3.333×10＾-07
33 Pu 239
8.015×10＾-06 0.000×10＾+00
1.920×10＾-06
1.856×10＾-0834 Np 239
1.143×10＾-01 1.433×10＾-012.430×10＾-02
2.639×10＾-04
35 Pu 2402.036×10＾-05 0.000×10＾+00
7.230×10＾-06
4.083×10＾-08
36 Am 241
2.142×10＾-02 0.000×10＾+00
6.770×10＾-03
4.667×10＾-05
37 Pu 241
2.831×10＾-07 6.933×10＾-036.500×10＾-08
6.611×10＾-1038 Am 242 m
9.800×10＾-05 0.000×10＾+00
3.370×10＾-05
2.044×10＾-07
39 Cm 242
3.333×10＾-04 0.000×10＾+00
7.740×10＾-05
7.722×10＾-07
40 Pu 242
1.890×10＾-05 0.000×10＾+00
6.730×10＾-06
3.778×10＾-08
41 Am 2434.950×10＾-02 0.000×10＾+00
1.440×10＾-021.100×10＾-04
42 Cm 243
7.002×10＾-02 0.000×10＾+00
1.400×10＾-02
1.619×10＾-04
43 Cm 244
1.152×10＾-05 0.000×10＾+00
4.130×10＾-06
2.292×10＾-08
44 Cm 245
7.912×10＾-03 0.000×10＾+00
1.740×10＾-03
1.844×10＾-05
45 Cm 246
1.125×10＾-05 0.000×10＾+00
4.010×10＾-06
2.253×10＾-08(1) 地表に沈着した放射性核種から地上 1m の点で受ける線量(2) 一様濃度の放射性核種に取り囲まれた時に地表で受ける線量3基本的に不溶性の酸化物とした。それら 45 核種について、3000 トン分の放射能量と吸入した場合の内部被曝に関する線量換算係数を表 1 に示す。また、それぞれの核種が地表に沈着して引き起こ
す被曝線量と、一様濃度の放射性雲に取り囲まれた時の地表での被曝線量については、新たにプログラムを作成して計算しなおした。それらのデータを表 2 に示す。

Ⅲ．事故の想定【シナリオ】① 200Ｘ年Ｙ月、嘉手納から三沢に移転してきたＦ15 戦闘機が、訓練中、「バンカーバスター」を抱えたまま、使用済み燃料プールに突っ込み、炎上・爆発。
② 希ガスは直後に全量放出。
③ 戦闘機と爆弾の爆発により、燃料プールにあった 3000ｔの使用済み燃料のうち、5％が施設外に飛び散る。
④ 燃料が冷却できなくなり、溶け出す。
⑤ 現場に近づけず、環境中に数週間にわたって漏れ続ける。
放射能の放出は 2 期に分けて考えることにした。
まずは、バンカーバスターの爆発・炎上によって直ちに放出が始まり、30 分間で放出が終わるものを第 1 期とした。
その後、使用済み燃料プールの水が抜け、冷却ができなくなるに従い、半日ごとに燃料の 10%ずつが溶融するとした。そして、周辺に放出される放射性核種の割合については、以下のように仮定した。

核種

第1期

第2期

（５％=150 トン分の燃料が 30（10%=300 トン分の燃料が半日分間に損傷する）

ごとに溶融する）

飛 び 散 っ た 3000 トンの使用 飛 び 散 っ た 3000 トンの使用
燃 料 か ら の 済み燃料全体に 燃 料 か ら の 済み燃料全体に
放出割合

放出割合

対する割合

対する割合

希ガス

１００％

５％

１００％

１０％

H-3

１００％

５％

５０％

５％

ヨウ素

１００％

５％

５０％

５％

Cs,Ru,Rh,Ag,Cd,Sb

４０％

２％

１０％

１％

Sr,Y,Zr,Ce,Pr,Pm,Sm,Eu,Ra,

２０％

１％

１％

０．１％

Th,Pa,U および超ウラン核種
これらの核種が放出された後の、大気中の拡散、沈着については「原子炉安全性研究」の仮定にそのまま従った。ただし、気象条件は大気安定度 D 型、風速 4m／秒。事故後 1 週間で住民は避難。
短期間で住民が避難すると仮定したので、沈着した放射性核種からの被曝はもともと多くないし、
4

地面へのしみこみもないので、地面の遮蔽係数は無視した。また、放出高さは地上 10m とし、放出が起きる面積は 1000m2 とした。第 2 期に関しては、放射能の放出が半日間続くとしたので、風向の変化を考慮して、45 度の範囲内に一様に拡散するとした。半日ごとに 10%ずつが溶け、45 度の範囲に拡散しながら 4 日間事故が継続するとすれば全体の 80%の燃料がこの間に溶けることになる。そして、その間、風が一様にあちこちに吹くとすれば、360 度全体が汚染を受けることにな
る。

Ⅳ．シミュレーション結果
第 1 期についての評価結果
六ヶ所再処理工場（緯度 40.9631、経度 141.3269）
計算モデル

RPP1

放出開始時刻/h=

放出高/m=

10.0

実効面積/m2=.0.51000.0大気安定度= D

風速(m/s)=

4.0

遮蔽係数=

避難日=

7.0

1.0000

放出継続時間/h=

雲の広がり角度= 15.12

急性影響：短期線量 4.0 Sv で 50 %、 6.0 Sv で 90.0 % 急性死
ガン死線量= 2.5 Sv
再処理工場からの距離と被曝線量の計算結果を、短期線量と長期線量の２種類について図 1 に示す。短期線量と長期線量の定義については、瀬尾さんの本「原発事故、その時、あなたは！」に詳しく記載してある。簡単に言えば、短期
線量とは避難までに受ける線量と、その後、事故後 30 日までに受ける線量の半分を加えた値。長期線量とは事故後 50 年間

被曝線量［Ｓｖ］
10000

10000

1000

1000

100

100

に受ける総被曝線量である。
このうち、短期線量は急性死者の算出に用い、長期線量はがん死者の算定に用いる。はじめに述べたように、再処理工

1

なくなっているので、原子力発電所の事

1

故に比べて短期線量は低くなる。その結果、急性死者が生じるのはせいぜい数十km の範囲となり、風がどちらの方向に向
こうと青森県内のみである。それぞれの風向きにおける急性死者の数を表 3 に示す。米軍三沢基地は再処理工場から約1010場の事故では、短半減期の放射性核種が

0

10

20

30

800

1000

0.1
長期線量
0.01
0.001
0

短期線量
200

400

600

風下距離［ｋｍ］

24km の地点にあり、そこでの短期被曝量

図1

は約１Sv である。

5

第 1 期についての計算結果

表３

第１期に急性死者が生じる風向と人数

風 下 都 道 市町村区

人口

距離

放射能雲の

線量(Sv)

角度

[人]

[Km]

到達時刻

短期

府県

急性死
長期

120

青森

六ケ所村

11853

3.7

0^00:15

20.390193.208

11851

180

青森

三沢市

42493

33.1

0^02:18

.669

6.330

3

195

青森

上北町

9929

28.2

0^01:57

.853

8.075

2

青森

十和田市

63364

41.8

0^02:54

.474

4.487

1

青森

東北町

10662

23.7

0^01:39

1.104

10.454

10

青森

天間林村

8722

29.6

0^02:03

.792

7.502

1

240

青森

野辺地町

16011

21.7

0^01:30

1.266

11.985

31

255

青森

平内町

14528

32.1

0^02:14

.702

6.643

1

青森

青森市

29776351.2

0^03:33

.351

3.327

1

330

青森

横浜町

5506

13.2

0^00:55

2.698

25.546

582

345

青森

むつ市

49340

37.2

0^02:35

.564

5.336

1

210

再処理工場の事故の場合、アルファ線
2000000
1800000
1600000
1400000
1200000
1000000
8000006000004000002000000を放出する超ウラン元素の存在割合が高くなっており、それらの核種は一度吸入してしまえば、長期間にわたって体内に残留し被曝を与え続ける。その結果、仮に事故後 1 週間で汚染地から避難したとしても、長期にわたって受ける被曝線量は多大なものになる。
その結果生じるがん死者の数を風向別に図２に示す。事故時に風がどちらに向いているかによって被害が発生する場所
はもちろん異なる。図２では、それぞれの風向きごとにがん死者の数を示してあるが、これらは、すべてがいっせいに生じるわけではなく、どれか一つの風下だ

図２

第 1 期の被害で生じる風向別がん死者数

けで被害が生じることになる。たとえば、風向が東北地方を縦断して東京方面に向かう場合には、190 万人近いがん死者が出ることになるが、その他の地域ではがん死者は生じない。
風下に巻き込まれた場合に、どの地域でどれだけのがん死者が出るかを直感的に把握するために、
がん死者の出方を図３に鳥がん図にして示す。
また、事故後の短期の防災だけでなく、長期間の防災を考えるために、Cs-137 による汚染距離を表４に示す。
6

図３

第１期の影響でがん死者が出る地域

表に汚染密度として示した数値について一言補足するなら、40[Ci/km2]はチェルノブイリ事故において事故直後に強制避難をさせられた地域、15[Ci/km2]はその後汚染が判明した後に強制避難をさせられた地域である。また、日本の法令においては 1[Ci/km2]以上の汚染がある場所は放射線の管理区域としなければならないし、放射線の管理区域であっても労働者が容易に触れることができる
壁や床などの表面は 10[Ci/km2]以上の汚染があってはならない。
表４

第１期の事故において Cs-137 による汚染が及ぶ距離

汚染密度 [Ci/km2]

40

15

10

5

1

[Bq/m2]1480000

555000370000185000

37000

356

671

858

1267

2691

距離

[km]

第２期についての評価結果
計算モデル

RPP2

放出開始時刻/h=

放出高/m=

10.0

実効面積/m2=.5

12.0

1000.0大気安定度= D

風速(m/s)=

4.0

遮蔽係数=

避難日=

7.0

1.0000

放出継続時間/h=

雲の広がり角度= 45.00

急性影響：短期線量 4.0 Sv で 50 %、6.0 Sv で 90.0 % 急性死
ガン死線量= 2.5 Sv
第２期の場合には、バンカーバスターの爆発･炎上による被害を受けるわけではなく、プールの7

破損と冷却の喪失によって燃料が溶融

被曝線量［Ｓｖ］

すると仮定した。そのため、被曝に主要

1000

1000

100

100

な寄与を与える超ウラン元素の放出割合を表１に示したように１％という小さな値にした。そのため、第２期の被曝

1010

線量は第１期のものに比べて小さなも1のになっている。その場合の距離と被曝

10.1

線量の関係を図４に示す。急性死が生じ
0.1

るのは数 km の範囲であり、風がどちらに吹こうと実質的に六ヶ所村以外に急

0.01
0

10

20

30

0.01

性死は生じない。それを表５に示す。
長期線量

0.001

短期線量

0.0001
0

200

400

600

800

1000

風下距離［ｋｍ］
図４

表５

第２期についての計算結果

第２期に急性死者が生じる風向と人数

風 下 都 道 市町村区

人口

距離

放 射 能 雲 の 線量(Sv)

急性死

角度

府県

[人]

[km]

到達時刻

105

青森

六ケ所村

11853

3.7

0^00:15

.937

7.125

5

120

青森

六ケ所村

11853

3.7

0^00:15

.937

7.125

5

135

青森

六ケ所村

11853

3.7

0^00:15

.937

7.125

5

短期

長期

第２期については、プールに存在していた燃1

料の 10%分（300 トン）が半日ごとに溶融しなが120000

ら環境に放出されると仮定しており、半日間の1000008

風向のぶれも考慮して、45 度の広がり角に一様

2

80000
60000

に放射能が広がるとした。そして、4 日にわたっ

40000てこの放出が続き、風が一様に全方向を覆うと20000

すれば、360 度すべての方向が被害を受ける。そ

0

7

3

こで、風が真北に向かう場合から 45 度づつ風向を変化させながら、それぞれの風向別にどれだ
けのがん死者が出るかを図５に示す。図２に示した第 1 期の場合に比べれば、がん死者の数は 164桁以上小さくなり、放射能が南に流れる場合でも、がん死者の数は 11 万人程度である。
ただし、

5

8

図５

第２期の被害で生じる風向別がん死者数

第 1 期の場合とは異なり、こちらの場合には、すべての方角に図に示した被害が出ることになる。
それぞれの風向きのどの位置でどれだけのがん死者が出ることになるのかを、図６の鳥がん図に示す。

図６

第２期の影響でがん死者が出る地域

また、第２期に放出される Cs-137 による汚染が及ぶ距離を表６に示す。
表４に示した第 1 期の事故の汚染は、およそ 2700km のかなたまで放射線の管理区域にしなければならない汚染が生じることを示しているが、この場合には汚染が生じるのはおよそ 15 度角の風
下だけである。一方、本メモでは、第２期の事故は４日にわたって続いて全方位に放射能を拡散させると考えているので、表６に示した Cs-137 による汚染は六ヶ所再処理工場を中心にあらゆる方向に適用できる。そして、1100km を越えるかなたまで放射線の管理区域にしなければならないということをこの表は示している。
表６

第２期の事故において Cs-137 による汚染が及ぶ距離

汚染密度 [Ci/km2]

40

15

10

5

1

2

1480000

555000370000185000

37000

[km]

105

207

272

432

1151

[Bq/m ]
距離9