資料２－２

新規制基準を踏まえた
放射性廃棄物処理場の安全対策について
令和２年１２月１５日
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

目次
 放射性廃棄物処理場の概要・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

 放射性廃棄物処理場における新規制基準の適用の考え方・・・・ 8 安全上重要な施設の有無の整理・・・・・・・・・・・・・・・10
 新規制基準を踏まえた主な対応・・・・・・・・・・・・・・・16

 事故時の対応・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・49
 今後のスケジュール・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・54◼ 参考資料

放射性廃棄物処理場の概要

2

放射性廃棄物処理場の概要(1/5)
放射性廃棄物処理場は、原科研の原子炉の共通施設としての放射性廃棄物の廃棄施設である。
N

至国道245号線

解体分別保管棟

減容処理棟

廃棄物保管棟・Ⅰ

第１廃棄物処理棟

第３廃棄物処理棟

廃棄物保管棟・Ⅱ

至サイクル
工学研究所
日本原子力発電株式会社

太 平 洋
第２廃棄物処理棟

保管廃棄施設・NL

太 平 洋

北地区

3

保管廃棄施設・L
保管廃棄施設・Ｌ

排水貯留ポンド

保管廃棄施設・M－２

保管廃棄施設・M－１

固体廃棄物一時保管棟

3

放射性廃棄物処理場の概要(2/5)
・廃液貯槽
建家

対象廃棄物（レベル区分）*1

設備

設置年度

第２廃棄物処理棟

廃液貯槽・Ⅱ－２

昭和５５年度

液体廃棄物（放出前廃液、Ａ、Ｂ－１、Ｂ－２）

約 １０ m3/基×２基

第３廃棄物処理棟

廃液貯槽・Ⅰ
処理済廃液貯槽

平成 ３年度

液体廃棄物（放出前廃液、Ａ、Ｂ－１*2）
蒸発処理装置・Ⅰで処理した後の処理済廃液等

約 ８０ m3/基×３基
約 ８０ m3/基×３基

昭和３９年度

液体廃棄物（希釈対象廃液）

約 １，５００ m3/基×１基

排水貯留ポンド

容量

・処理施設
建家

設備

設置年度

対象廃棄物（レベル区分）*1

処理能力

昭和５４年度

固体廃棄物（可燃性）（Ａ－１、Ａ－２）

約 ５０ kg/h

固体廃棄物（雑固体）（Ａ－２、Ｂ－１、Ｂ－２）
液体廃棄物（放出前廃液、Ａ、Ｂ－１、Ｂ－２）

約 ０．２ m3/日
約 ０．７ m3/h
約 ０．１ m3/日

第１廃棄物処理棟

焼却処理設備

第２廃棄物処理棟

固体廃棄物処理設備・Ⅱ
蒸発処理装置・Ⅱ
アスファルト固化装置

昭和５５年度

第３廃棄物処理棟

蒸発処理装置・Ⅰ
セメント固化装置

平成 ３年度

液体廃棄物（放出前廃液、Ａ、Ｂ－１*2）

解体分別保管棟

解体室

平成１１年度

固体廃棄物（大型）（Ａ－１、Ａ－２）

最大寸法：約3m×3m×7m
最大重量：約7,000kg

減容処理棟

高圧圧縮装置
金属溶融設備
平成１５年度焼却・溶融設備（焼却炉）〃（溶融炉）

固体廃棄物（雑固体）（Ａ－１、Ａ－２）
固体廃棄物（雑固体）（Ａ－１、Ａ－２）
固体廃棄物（可燃性）（Ａ－１、Ａ－２）
固体廃棄物（雑固体）（Ａ－１、Ａ－２）

約 １０ m3/日
約４ t/日
約 １３０ kg/h
約４ t/日

蒸発処理装置・Ⅱで処理した後の濃縮廃液等

蒸発処理装置・Ⅰで処理した後の濃縮廃液等*2 Ｂ－１のうち、3.7×102 Bq/cm3未満*1 対象廃棄物のレベル区分
β・γ 固体廃棄物（容器表面の線量当量率）
Ａ－１： 0.5 mSv/h未満
Ａ－２： 0.5 mSv/h以上 2.0 mSv/h未満
Ｂ －１： 2.0 mSv/h以上 10 Sv/h未満
Ｂ －２： 10 Sv/h以上 500 Sv/h未満※ α固体廃棄物については、処理せず直接保管廃棄

約 ２．５ m3/h
約 １．０ m3/日

β・γ 液体廃棄物
放出前廃液： 3.7×10-1 Bq/cm3未満
Ａ： 3.7×10-1 Bq/cm3以上 3.7×101 Bq/cm3未満
Ｂ －１： 3.7×101 Bq/cm3以上 3.7×104 Bq/cm3未満
Ｂ －２： 3.7×104 Bq/cm3以上 3.7×105 Bq/cm3未満

4放射性廃棄物処理場の概要(3/5)
・保管廃棄施設
設置年度

対象廃棄物（レベル区分）*1

昭和３９年度*2

固体廃棄物（Ａ－１）（α：Ａ－１）

約 ５４，７００本*3

保管廃棄施設・Ｍ－１

昭和３６年度*2

固体廃棄物（Ａ－１、Ａ－２）（α：Ａ－１）

約 ３，９５０本*3

保管廃棄施設・Ｍ－２

昭和３６年度*2

固体廃棄物（Ｂ－１、Ｂ－２）（α：Ｂ－２）

約

インパイルループ用

昭和４１年度照射されたインパイルループ

孔数 約２０本（孔）照射試料用

昭和４０年度*2

照射試料等

孔数 約５６本（孔）平成１１年度

固体廃棄物（Ａ－１、Ａ－２）（α：Ａ－１）

約 ２２，０００本*3

保管廃棄施設・ＮＬ

昭和６０年度

固体廃棄物（Ａ－１）（α：Ａ－１）

約 １７，０００本*3

廃棄物保管棟・Ⅰ

昭和５４年度

固体廃棄物（Ａ－１、Ａ－２）（α：Ａ－１）

約 １８，０００本*3

廃棄物保管棟・Ⅱ

平成 元年度

固体廃棄物（Ａ－１、Ａ－２）（α：Ａ－１）

約 ２３，０００本*3

施 設

保管能力

第１保管廃棄施設
保管廃棄施設・Ⅰ

保管廃棄施設・Ｌ
保管廃棄施設・Ⅱ

７００本*3

特定廃棄物の保管廃棄施設

解体分別保管棟（保管室）
第２保管廃棄施設*1 対象廃棄物のレベル区分
β・γ 固体廃棄物（容器表面の線量当量率）
Ａ－１： 0.5 mSv/h未満
Ａ－２： 0.5 mSv/h以上 2.0 mSv/h未満
Ｂ－１： 2.0 mSv/h以上 10 Sv/h未満
Ｂ－２： 10 Sv/h以上 500 Sv/h未満
α 固体廃棄物
Ａ－１： 3.7×104～3.7×107Bq/20ℓ未満
B－２： 3.7×107Bq/20ℓ以上*2 放射性廃棄物の発生量の増加に伴いピットを増設*3 ２００ℓドラム缶換算5放射性廃棄物処理場の概要(4/5)

【放射性液体廃棄物の処理・保管廃棄フロー】

放射性廃棄物処理場
発生・分類

運 搬

原子炉施設
（ＪＲＲ－３等）

処理・封入

放出

排水貯留ポンド

太平洋（希釈処理）

希釈水
β・γ
放出前廃液

*1
*1 放出前廃液及びＡのうち 希釈対象廃液（3.7×10-1 Bq/cm3 未満）

第３廃棄物処理棟
β・γ
Ａ

β・γ
Ｂ－１

保管廃棄施設保管廃棄施設・Ｌ*1（3.7×10-1 Bq/cm3 以上
3.7×101 Bq/cm3 未満）保管廃棄

蒸発処理装置・Ⅰ

セメント固化装置（蒸発処理）（セメント固化）

保管廃棄施設・Ｍ－１
保管廃棄施設・ＮＬ*2（3.7×101 Bq/cm3 以上
3.7×104 Bq/cm3 未満）*2 Ｂ －１のうち 、3.7×102 Bq/cm3未満

解体分別保管棟（保管室）

β・γ
Ｂ－２

第２廃棄物処理棟（3.7×104 Bq/cm3 以上
3.7×105 Bq/cm3 未満）

蒸発処理装置・Ⅱ（蒸発処理）

β・γ（3.7×105 Bq/cm3 以上）

アスファルト
固化装置（アスファ ルト固化）

廃棄物保管棟・Ⅰ
廃棄物保管棟・Ⅱ

α

セル内処理
発生施設において固型化処理を行い、固体廃棄物として取り 扱う。
（放射性固体廃棄物処理フローに従い管理）6放射性廃棄物処理場の概要(5/5)

【放射性固体廃棄物の処理・保管廃棄フロー】

放射性廃棄物処理場
発生・分類
原子炉施設
（ＪＲＲ－３等）

運 搬
大型のもの

保管廃棄

解体分別保管棟

保管廃棄施設

解体室

保管廃棄施設・Ｌ（解体分別処理）β・γ
Ａ－１（容器表面 0.5 mSv/h未満）

保管廃棄施設・Ｍ－１
保管廃棄施設・ＮＬ

減容処理棟
金属

β・γ
Ａ－２

処理・封入

雑固体

高圧圧縮装置（圧縮処理）

金属（容器表面 0.5 mSv/h 以上
2.0 mSv/h未満）

処

β・γ
Ｂ－１

可燃物
難燃物

理

（容器表面 2.0 mSv/h 以上
10 Sv/h 未満）

保管廃棄施設・Ｍ－２

焼却・溶融設備（焼却炉）（焼却処理）

非金属
ｺﾝｸﾘｰﾄβ・γ
Ｂ－２

金属溶融設備（溶融処理）

前

焼却・溶融設備（溶融炉）

解体分別保管棟（保管室）（溶融処理）（容器表面 10 Sv/h 以上
500 Sv/h 未満）

第１廃棄物処理棟
可燃物

α
Ａ－１

焼却処理設備（焼却処理）（3.7×104 Bq/20ℓ以上
3.7×107 Bq/20ℓ未満）

廃棄物保管棟・Ⅰ
第２廃棄物処理棟

α
Ｂ－２

雑固体

（3.7×107 Bq/20ℓ以上）

セル内処理

固体廃棄物
処理設備・Ⅱ

廃棄物保管棟・Ⅱ（圧縮処理）

直接保管廃棄（処理に適さないもの）

現有保管体の減容廃棄体化に向けての取出し

7放射性廃棄物処理場における新規制基準の適用の考え方

8放射性廃棄物処理場における新規制基準の適用の考え方
放射性廃棄物処理場においては、平成25年11月6日付で原子力規制庁より示された「核燃料施設等における新規制基準の適用の考え方」に基づき、試験研究用等原子炉施設の維持管理に不可欠な活動等として、原子炉施設の維持管理で発生する廃棄物について、新規制基準施行後も継続して受け入れ・処理を実施している。
また、新規制基準バックフィット対象外である核燃料物質等使用施設及びＲＩ施設から発生する廃棄物についても、同様に受け入れ・処理を実施している。
【放射性廃棄物処理場】
新規制基準
バックフィット対象

新規制基準
バックフィッ
ト対象外

運転で発生
する廃棄物

新規制基準施行適合性確認終了

受け入れ不可受け入れ・処理可能

試験研究用等
原子炉施設

核燃料物質等
使用施設
ＲＩ施設

維持管理で発生する廃棄物

継続して受け入れ・処理を実施

発生する廃棄物

継続して受け入れ・処理を実施

発生する廃棄物

継続して受け入れ・処理を実施
9

安全上重要な施設の有無の整理

10

地震、津波、外部事象に対する設計方針➢ 原子力施設の特徴、リスクの程度に応じた安全要求を適用する等級別扱い（グレーデッドアプローチ）を踏まえた設計※を実施➢ 地震、津波、竜巻及び火山事象（降下火砕物）については、等級別扱い（グレーデッドアプローチ）を踏まえ、敷地及びその周辺における過去の記録を踏まえたハザードに対する防護設計を実施➢ その他の外部事象については、実用発電炉に対して想定する荷重と同一の条件に対する設計
を実施
等級別扱い
（グレーデッドアプローチ）

地震

津波

竜巻

火山事象
発電炉等に対して想定する荷重と同一の条件で設計

５mSvを超える場合（「安全上重要な施設」が存
在）⇒実用発電炉相当の要求

基準地震動を策定
し、耐震Ｓクラスで設計

基準津波で設計

基準竜巻（Ｆ３）に対する防護設計

５mSvを超えない場合⇒グレーデッドアプローチを適用

耐震Ｂクラス又は耐震Ｃクラスで設計

敷地及び そ の周辺
における過去の記
録、現地調査の結果、行政機関により評価された津波及び最新の科学的・技術的知見を踏まえた影響が最も大きい
津波（=Ｌ２津波）で設計

敷地及び そ の周辺 敷地及び そ の周辺
における過去の記 における過去の記録を踏まえた竜巻 録を踏まえた荷重（=藤田スケールＦ１、 （降下火砕物）により
最大風速49m/s）に 設計
対する防護設計

放射性廃棄物
処理場に対する要求事項※ 「試験研究用等原子炉施設への新規制基準の審査を踏まえたグレーデッドアプローチ対応について」（平成２８年６月１５日原子力規制庁）

11

耐震重要度分類（基本方針）
地震により発生するおそれがある安全機能の喪失及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から、各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度に応じて、次のように分類し、それぞれに応じた地震力に十分耐えられるように設計する。
➢ Ｓクラス：
安全施設のうち、その機能喪失により周辺の公衆に対して過度の放射線被ばくを及ぼす（５mSvを超える）おそれがある設備・機器を有する施設➢ Ｂクラス：
安全施設のうち、その機能を喪失した
場合Ｓクラス施設に比べて影響が小さ
い施設➢ Ｃクラス：Ｓクラス、Ｂクラス以外であって、一般
産業施設又は公共施設と同程度の安全性が要求される施設

機能喪失時の
放射線影響

Sクラス（一般産業施設等の3.0倍の強度を持つように設計）（弾性設計用地震動に耐えられるように設計）
５mSv

0.05mSv

Bクラス（一般産業施設等の1.5倍の強度を持つように設計）

重
要
度

Cクラス
（一般産業施設等と同等の強度を持つように設計）
12耐震重要度分類（Sクラスの有無の評価結果）
施設

周辺公衆の
実効線量（mSv）

耐震
クラス

周辺公衆の
実効線量（mSv）

耐震クラス

第１廃棄物処理棟

3.0×10-3

C

保管廃棄施設・Ｍ－１

1.3×10-4

C

第２廃棄物処理棟※１

2.2×100

C

保管廃棄施設・Ｍ－２

5.1×10-3B

第３廃棄物処理棟

9.2×10-3

C

特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）

9.5×10-2

B

減容処理棟

5.9×10-3

C

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）4.5×10-2

B

解体分別保管棟

7.2×10-4

C

廃棄物保管棟・Ⅰ

9.4×10-3

C

排水貯留ポンド※２-

C

廃棄物保管棟・Ⅱ

1.0×10-2

C

保管廃棄施設・Ｌ

3.1×10-4

C

保管廃棄施設・ＮＬ

2.2×10-4

C

施設※１ 第２廃棄物処理棟のうち、セルはＢ クラスに分類する。
※２ 貯留時に濃度限度以下となるよう管理しており、閉じ込め機能が喪失したとしても、一般公衆に対する放射線影響は無いため、Ｃクラスに分類する。

閉じ込め機能の喪失を想定し、放射性廃棄物処理場全施設を合算しても、周辺公衆に対し放射線被ばくが５mSvを超えることはない。⇒耐震Ｓクラス施設はない。
※ 評価に係る考え方（代表例）については、参考資料（60頁、61頁）に示す。

13

安全機能の重要度分類（基本方針）➢ 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、それぞれの安全機能がどのような役割を果たすべきかを総合的に判断するため、その安全機能の重要度に応じて、十分に高い信頼性を確保し、かつ、維持するように設計する。
➢ 「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する基本的な考え方」を参考に分類を行う。
◆ 安全機能の区分
安全機能を有する構築物、系統及び機器を、それが果たす安全機能の性質に応じて２種類に分類
異常発生防止系（PS）

その機能の喪失によ り、原子炉施設を 異常状態に陥れ、もって一般公衆ないし放射線業務従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの

異常影響緩和系（MS）

原子炉施設の異常状態において、この拡大を防止し、又はこれを 速やかに収束せしめ、もって一般公衆ないし放射線業務従事者に及ぼすおそれのある 過度の放射線被ばくを 防止し、又は緩和する機能を有するもの◆ 重要度分類の設計上の基本的目標
PS及びMSのそれぞれに属する構築物、系統及び機器を安全機能の重要度に応じて３つのクラス
に分類
クラス１

合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること

クラス２

高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること

クラス３

一般の産業施設と同等以上の信頼性を 確保し、かつ、維持すること14

安全機能の重要度分類（クラス２の設備・機器）
ＰＳ：発生防止機能
ＭＳ：影響緩和機能
解体分別保管棟

安全機能の重要度は、
ＰＳ、ＭＳとも１、２、３の３クラスに分類される

減容処理棟

第１廃棄物処理棟【PＳ－２】
固体廃棄物処理設備・Ⅱ（セル）
処理前廃棄物収納セル
第３廃棄物処理棟【PＳ－２】
保管廃棄施設・Ｍ－２【PＳ－２】
特定廃棄物の保管廃棄施設（青枠部分）

第２廃棄物処理棟

保管廃棄施設・Ｌ

排水貯留ポンド

保管廃棄施設・Ｍ－２

保管廃棄施設・Ｍ－１

特定廃棄物の保管廃棄施設「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する基本的な考え方」を参考に安全機能の重要度分類を実施 （放射性廃棄物処理場にＰＳ－１、ＭＳ－１に該当する設備・機器は無い）※ 放射性廃棄物処理場における安全機能の重要度分類については、参考資料（58頁、59頁）に示す。

15

新規制基準を踏まえた主な対応

16新規制基準を踏まえた主な対応（1/4）

許可基準規則従来の対策

新規制基準対応追加の措置等詳細

地震対策

設置時（耐震指針策定前）の分類に基づき自主的に分類し設計• 規則（解釈）に従った耐震重要度分類を実施• Bクラス及びCクラスの建家について耐震改修促進法、現行の建築基準法及びその関係法令を参照し補強

建家の耐震改修工事
を実施

P.21、
22

津波対策

過去の津波（十勝沖地震の5m）を考慮

県策定Ｌ２津波が到達する施設について、防護壁の設置工事を施設内への海水流入を防止するための
実施
対策を実施

P.23
～28

追加された要求事項

過去の記録を踏まえた影響が最も大きい竜巻（Ｆ１、最大風速49m/s）を考慮しても安全機能を損なわないよう設計• 飛散防止対策を実施• 竜巻飛来物の飛散防止対策を規定化

P.29
～32

P.33
～36

P.37、
38

竜巻

火山

追加された要求事項想定される降下火砕物（火山灰）に対して安全機能を損なわないよう設計• 除灰作業に必要な装備を整備• 影響が及ぶおそれがある場合は、火山灰除去を規定化森林火災

追加された要求事項

森林火災の熱影響により安全機能を損なわないよう設計• 草木の管理を実施• 草木の管理を規定化

17新規制基準を踏まえた主な対応（2/4）

許可基準規則従来の対策

新規制基準対応追加の措置等詳細

建築基準法に基づき避雷針を設置• 同左• 施設の特徴を考慮し落雷により安全機能を損なわないよう設計

追加工事なし－生物学的事象追加された要求事項

換気系への枯葉混入等の影響を考慮しても安全機能を損なわないよう設計

追加工事なし－航空機落下

防護設計の要否を判断する基準である10-7回／炉・年を超えないことを確認

同左（最新のデータに基づき評価：8.2×10-8回/炉・年）

追加工事なし－追加された要求事項

敷地外の近隣工場等 （半径10km以内）において火災が発生した場合の熱影響により安全機能を損なわないよう設計

追加工事なし－追加された要求事項

有毒ガス、船舶の衝突、電磁的障害により安全機能を損なわないよう設計

追加工事なし－落雷

近隣工場等の火災

有毒ガス、船舶の衝突、電磁的障害

18新規制基準を踏まえた主な対応（3/4）
許可基準規則不法な侵入防止注１

従来の対策追加の措置等

詳細同左

追加工事なし－火災の発生防止、早期感知と消火、影響軽減の３方策を適切に組み合わせて設計内部火災により安全機能を損なわないよう設計• 消火設備及び火災感知器の新設工事を実施• 可燃物の持ち込み制限について規定化

P.39
～43

内部溢水

追加された要求事項• 内部溢水により安全機能を損なわないよう設計• 管理区域外に漏えいしな
いよう設計

被水対策工事を実施

P.44

誤操作防止

インターロックの設置

同左

追加工事なし－安全避難通路• 同左
避難用照明、誘導標識、• 異常が発生した場合に用誘導灯などを設置
いる照明を追加• 追加工事なし• 事故時対応用の照明を
新規に設置

－

安全施設

従来の許可には安全機能の重要度分類なし

重要度に応じて信頼性を確保するよう設計

追加工事なし－

安全評価

試験研究炉評価指針等に基づき実施し、要件を満足する設計同左

追加工事なしP.46、
47

内部火災対策

物的障壁を設置新規制基準対応

注１ 内部脅威者対策としては、立入りの制限、監視カメラの設置等の対策が行われている。
19

新規制基準を踏まえた主な対応（4/4）
許可基準規則従来の対策

新規制基準対応追加の措置等詳細

廃棄施設（液体廃棄物）

漏えいの発生、早期検出及び拡大を防止
する設計

液体廃棄物の漏えいを早期に検出するための機能を強化

中央警備室に警報する設備を設ける工事等を
実施

P.45

廃棄施設
（固体廃棄物）セル、チャンバ等を設け、放射性物質が散逸し難い設計同左

追加工事なし－保管廃棄施設

放射性廃棄物は、容器等に封入するとともに、施設の躯体、遮蔽蓋、鋼製蓋等により、同左
放射性物質が漏えいし難く、かつ汚染が広がらない設計追加工事なし－直接ガンマ線からの防護

敷地境界外において、年間50μＧｙ以下になるように設計

同左

追加工事なし－放射線業務従事者の防護

遮蔽、放射性物質の漏えい防止等、所要の放射線防護上の措置を講じ、合理的に達成できる限り不要な放射線被ばくを防止

同左

追加工事なし－通信連絡設備等

施設内、敷地内外に必要な指示又は連絡ができるよう固定電話、構内放送システム
等を設置

同左

追加工事なし－監視設備

放射線エリアモニタ等によるモニタリングができるとともにサンプリングによる測定がで
きる設計

同左

追加工事なし－20

地震に対する安全対策（1/2）◆ 耐震重要度分類の見直し
これまでの耐震重要度分類は、放射性廃棄物処理場各施設設置時の分類（耐震指針策定前）であったため、許可基準規則解釈に基づき、耐震重要度分類の見直しを行った。
◆ 耐震性の評価に基づく耐震改修の要否
耐震クラスに基づき耐震改修の要否を判定するため、耐震改修促進法、現行の建築基準法及び関係法令に基づく耐震評価を行い、放射性廃棄物処理場各施設の耐震改修の要否判定を行った。
耐震改修が必要な施設
耐震改修が不要な施設
第１廃棄物処理棟（Cクラス）

保管廃棄施設・Ｌ

第２廃棄物処理棟（Cクラス（一部Bクラス））※

保管廃棄施設・Ｍ－１

第３廃棄物処理棟（Cクラス）

保管廃棄施設・Ｍ－２

減容処理棟（Cクラス）

排水貯留ポンド

解体分別保管棟（Cクラス）

特定廃棄物の保管廃棄施設

廃棄物保管棟・Ⅱ（Cクラス）

廃棄物保管棟・Ⅰ
保管廃棄施設・ＮＬ
固体廃棄物一時保管棟※ 第２廃棄物処理棟は耐震Ｃクラスであるが内蔵するセルが耐震Ｂクラスであるため、波及影響が考えられる範囲（鉄骨屋根、セルの支持構造物及びセル周囲上部構造）は耐震Ｂクラスの改修工事を行う。

◆ 耐震改修工事
耐震改修が必要な施設について、耐震改修促進法、現行の建築基準法及びその関係法令に基づく耐震評価（平成19年度改正の開口部の評価方法の見直し等を反映）を踏まえ、要求する耐震性を満足するため、平成30年度後半より耐震クラスに応じた改修工事を行い、第１廃棄物処理棟、第２廃棄物処理棟及び廃棄物保管棟・Ⅱについては、改修工事が終了している。
21

地震に対する安全対策（2/2）
耐震改修の対象となる施設の概要及び主な改修工事内容
施設

耐震
クラス

施設概要

主な改修工事内容

進捗

第１廃棄物
処理棟

C

焼却処理設備を有し、可燃性固体廃棄物の処理を行う。

開口閉塞、耐震スリット、杭基礎の新設等令和2年7月
終了

第２廃棄物
処理棟

C
(一部B※)

固体廃棄物処理設備・Ⅱ、蒸発処理装置・Ⅱ、アスファルト固化装置、セル等を有し、比較的レベルの高い固体廃棄物及び液体
廃棄物の処理を行う。

杭基礎の新設、屋根ブ
レースの補強及び耐震
スリット

令和2年3月
終了

第３廃棄物
処理棟

C

蒸発処理装置・Ⅰ、セメント固化装置等を有し、液体廃棄物の処理を行う。

杭基礎の新設、開口閉
塞及び耐震スリット

設工認
審査中

減容処理棟

C

高圧圧縮装置、金属溶融設備、焼却・溶融設備等を有し、固体廃棄物の処理を行う。

柱及び梁の増し打ち

設工認
審査中

解体分別
保管棟

C

保管廃棄施設及び解体室を有し、廃棄物の保管廃棄、大型廃棄物の解体分別処理等を行う。

開口閉塞、柱の増し打ち
及び耐震スリット

設工認
審査中

廃棄物
保管棟・Ⅱ

C

廃棄物の保管廃棄を行う。

壁の増し打ち及び耐震
スリット

令和2年3月終了※ 第２廃棄物処理棟は耐震Ｃクラスであるが内蔵するセルが耐震Ｂクラスであるため、波及影響が考えられる 範囲（鉄骨屋根、セルの支持構造物及びセル周囲上部構造）は耐震Ｂクラスの補強を行う。

22

津波に対する安全対策（1/6）◆ 安全上重要な施設の評価（津波による安全機能の喪失）
地震及び地震後に襲来した津波により、建家等が損傷することを仮定し、開口部等より建家内及び保管廃棄施設内に海水が流入し、建家外及び保管廃棄施設外に放射性物質が流出したものとして評価を実施。

放射性物質の放出条件

一般公衆への影響

建家及び建家式保管廃棄施設

半地下ピット式保管廃棄施設

遮蔽体式保管廃棄施設• 建家に流入した海水に放射性物質が移行し、移行した
放射性物質が建家外に流出するものとする。
• 保管廃棄している廃棄物全てが津波の浸水高さに保管廃棄されているものとする。
• 金属製の容器等に収納している廃棄物については、漏出率0.1を考慮する。

• 金属製の容器等に収納している廃棄物については、漏出率0.1を考慮する。

• インパイルループ用については、地震及び地震後に襲来した津波により躯体及び廃棄孔に亀裂が生じ、放射性物質が保管廃棄施設外に流出するものとする。
• 照射試料用については、構造上、廃棄孔内に海水が流入することはないことから、放射性物質は流出しないものとする。

7.5×10-1 mSv（放射性廃棄物処理場全体）※ 評価に係る考え方及び施設ごとの評価結果については、参考資料（62頁～67頁）に示す。

津波による影響を考慮しても、周辺公衆の放射線被ばくが５mSvを超えることはなく、安全上重要な施設に該当する施設がないことから、設計上考慮すべき津波としては、行政機関により評価された
津波を考慮し、“茨城沿岸津波対策検討委員会が策定した「茨城沿岸津波浸水想定」で示されている最大クラスの津波（Ｌ２津波※）”とする。
※ Ｌ２津波：発生頻度は極めて低いものの、発生すれば甚大な被害をもたらす津波

23

津波に対する安全対策（2/6）■放射性廃棄物処理場における津波防護対策の考え方
行政機関により評価された影響が最も大きい津波（Ｌ２津波）の遡上波が到達した場
合に、施設内に海水が流入することがないような対策を講ずる。

防護壁

海水が流入するおそれがある施設について、海水の流入を防止する対策として、防護壁を設置する。（右図は防護壁イメージ）

GL

杭基礎
地盤改良

防護壁（イメージ図）

24

津波に対する安全対策（3/6）
Ｌ２津波による浸水範囲と放射性廃棄物処理場施設（処理場地区）の位置関係を以下に示す。こ
のうち、津波防護対策を講じる必要がある施設は、「Ｌ２津波により浸水し、海水が流入するおそれがある施設」である、保管廃棄施設・Ｍ－１、保管廃棄施設・Ｍ－２及び特定廃棄物の保管廃棄施設の一部となる。
Ｌ２津波により 浸水する施設

浸水区分

保管廃棄施設・M-2
保管廃棄施設・M-1

施設
第１廃棄物処理棟
第２廃棄物処理棟

減容処理棟

第３廃棄物処理棟
固体廃棄物一時保管棟
解体分別保管棟

解体分別保管棟

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）

第1廃棄物処理棟
特定廃棄物の保管廃棄施設（イ ンパイルループ用）
第3廃棄物処理棟

減容処理棟

固体廃棄物一時保管棟
保管廃棄施設・M-2

Ｌ２津波により浸水しない施設

第2廃棄物処理棟

保管廃棄施設・Ｌ
保管廃棄施設・Ｍ－１の一部

保管廃棄施設・M-1

保管廃棄施設・Ｍ－２の一部
特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）

保管廃棄施設・L

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）の一部

茨城沿岸津波対策検討委員会検討結果（平成24年8月）を基に作成した東海村津波
ハザードマップに放射性廃棄物処理場の施設を追記

Ｌ２津波により浸水し、海水が流入するおそれがある施設

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）の一部
保管廃棄施設・Ｍ－１の一部
保管廃棄施設・Ｍ－２の一部
最大浸水深は全て0.3m未満

25津波に対する安全対策（4/6）
Ｌ２津波による浸水範囲と放射性廃棄物処理場施設（北地区）の位置関係を以下に示す。北地区については、全て「Ｌ２津波により浸水し、海水が流入するおそれがある施設」であることから、対策を講じる必要がある施設は、廃棄物保管棟・Ⅰ、廃棄物保管棟・Ⅱ及び保管廃棄施設・ＮＬとなる。
浸水区分

Ｌ２津波により 浸水する施設

施設
廃棄物保管棟・Ⅰ

Ｌ２津波により浸水し、海水が流入するおそれがある施設

廃棄物保管棟・Ⅱ
保管廃棄施設・ＮＬ
最大浸水深は全て0.3m以上、1.0m未満

廃棄物保管棟・Ⅱ

保管廃棄施設・NL

廃棄物保管棟・Ⅰ

茨城沿岸津波対策検討委員会検討結果（平成24年8月）を基に作成し た東海村津波ハザードマップに放射性廃棄物処理場の施設を追記

26

津波に対する安全対策（5/6）
これまでに示したＬ２津波により浸水し、海水が流入するおそれがある施設について、海水の流入を防止する対策として、以下を適切に考慮した防護壁を設置する。

◆津波荷重
Ｌ２津波の波圧、波力及び浮力に対して求められる機能を維持できるよう設計する。

◆ 津波漂流物
漂流物の衝突力に対して求められる機能を維持できるよう設計する。

◆ 津波による洗掘
津波による洗堀の影響に対して求められる機能を維持できるよう設計する。

◆ 津波の発生要因となる地震
地震による水平荷重等の影響を受けた状態においても、Ｌ２津波に対して求められる機能を維持できるよう設計する。

◆ 天端高さ天端高さは、Ｌ２津波の浸水深に加え、津波のせき上げ高さや地盤沈降等を考慮し、適切な高さを設定する。
27

津波に対する安全対策（6/6）▽T.P.+8.0m

約7m（最大浸水深：0.3m未満）

約1.0m

津波防護壁

施設への海水の流入
経路が海側のみであることから、海側（太平洋側）に防護壁を設置

全長：約200m

地盤改良範囲約3.3m〔断面図〕

津波防護壁概要図（保管廃棄施設・M-1、保管廃棄施設・M-2及び特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用））

約3.7m

プレキャスト天端▽T.P.+10.6m

約3.5m

杭天端
▽T.P.+10.5m（最大浸水深：0.3m以上1.0m未満）
プレキャストコンクリート

約9m※

鋼管杭φ500
鋼管杭先端▽ T.P.+1.6m
地盤改良範囲施設の外周全体に防護壁を設置

全周：約430m

津波防護壁概要図（廃棄物保管棟・Ⅰ、廃棄物保管棟・Ⅱ及び保管廃棄施設・NL）※ Ａタイプから Ｃタ
イプまであり、遡上高さを考慮
して、設置場所
ごとに設計高さを変更している。

Aタイプ
〔断面図〕

28

竜巻に対する安全対策（1/4）◆ 安全上重要な施設の評価（竜巻による安全機能の喪失）
竜巻（藤田スケールＦ３、最大風速：92m/s（評価においては保守的に100m/sで実施）による飛来物により、放射性廃棄物処理場各施設の壁面等に貫通及び裏面剥離の発生が想定されることから、貫通及び裏面剥離により閉じ込め機能が喪失したものとして評価を実施。

放射性物質の放出条件

一般公衆への影響

建家及び建家式保管廃棄施設

半地下ピット式保管廃棄施設

遮蔽体式保管廃棄施設• 地上階の建家側面及び屋上
階 に 面 し て 設 置 して い る 設
備・機器及び放射性廃棄物を収納した容器が、評価用飛来物又は裏面剥離によるコ
ンクリート片により損傷し、放射性物質の一部が、室内雰囲気に移行するものとする。
• 室内雰囲気に移行した放射性物質は、建家の排気系を介さずに建家等を経由し、竜巻通過後に環境に放出されるものとする。

• ピット内又は廃棄孔内に保管している放射性廃棄物を収納した容器が、評価用飛来物又は裏面剥離によるコンク
リート片により損傷し、放射性物質の一部が、ピット内雰
囲気又は孔内雰囲気に移行するものとする。
• ピット内雰囲気又は孔内雰囲気に移行した放射性物質
は、竜巻通過後に環境に放出されるものとする。

• 施設に貫通及び裏面剥離が発生しないため、放射性物
質は、環境に放出されない。

2.7×10-2 mSv（放射性廃棄物処理場全体）※ 評価に係る考え方及び施設ごとの評価結果については、参考資料（68頁～73頁）に示す。

竜巻による影響を考慮しても、周辺公衆の放射線被ばくが５mSvを超えることはなく、安全上重要な施設に該当する施設がないことから、設計上考慮すべき竜巻としては、過去の記録を踏まえた影響が最も大きい竜巻（藤田スケールＦ１、最大風速49m/s）を想定する。

29

竜巻に対する安全対策（2/4）
放射性廃棄物処理場各施設周辺（敷地から半径20kmの範囲）で過去に発生した最大の竜巻（Ｆ１ス
ケール竜巻、最大風速49m/s）及びその随伴事象（電源喪失）の発生を考慮しても、機能喪失しないよ
う飛来物の飛散防止対策を行う。
想定飛来物（チェッカープレート等）に対する各建家の構造健全性評価結果（1/2）
コンクリート厚さ※１
（mm）

貫通厚さ
（mm）

裏面剥離厚さ（mm）

側面

200

270

上面

150

側面

150

施設

第１廃棄物処理棟

第２廃棄物処理棟

上面

評価結果
貫通

裏面剥離

478

有

有

191

365

有

有

270

478

有

有

有

有

※2

第２廃棄物処理棟（廃棄物保管室）

側面

300

270

478

無

有

上面

220

191

365

無

有

第２廃棄物処理棟
（セル）

側面

900

270

478

無

無

上面

750

191

365

無

無

側面

150

270

478

有

有

上面

150

191

365

有

有

側面

400

261

454

無

有

上面

200

185

346

無

有

側面

210

270

478

有

有

上面

170

191

365

有

有

側面

200

261

454

有

有

上面

150

185

346

有

有

第３廃棄物処理棟

減容処理棟

固体廃棄物一時保管棟

解体分別保管棟※1 コンクリート厚さ：評価対象とする構築物の側面及び上面について、それぞれコンクリート厚さが最も薄くなる位置の厚さ※2 第２廃棄物処理棟の上面は、軽量コンクリート構造のため、貫通が生じるものとし、評価上考慮せず

損傷の程度
貫通

貫通

裏面剥離

無

貫通

裏面剥離

貫通

貫通

30

竜巻に対する安全対策（3/4）
想定飛来物（チェッカープレート等）に対する各建家の構造健全性評価結果（2/2）
施設

コンクリート厚さ※1
（mm）

貫通厚さ
（mm）

裏面剥離厚さ（mm）

評価結果
貫通

裏面剥離

損傷の程度

解体分別保管棟
（保管室）

側面

300

261

454

無

有

裏面剥離

上面

500

185

346

無

無

無

保管廃棄施設・Ｍ－２※2

上面

300

191

365

無

有

裏面剥離

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）※2

上面

1,200

191

365

無

無

無

側面

1,285

270

478

無

無

上面

900

191

365

無

無

側面

300

270

478

無

有

上面

300

191

365

無

有

側面

300

270

478

無

有

上面

300

191

365

無

有

鋼板厚さ※3
（mm）

貫通厚さ
（mm）

裏面剥離厚さ（mm）

特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）
廃棄物保管棟・Ⅰ

廃棄物保管棟・Ⅱ

施設

無

裏面剥離

裏面剥離

評価結果
貫通

裏面剥離

損傷の程度

保管廃棄施設・L

上面

4.5

5.2

―

有

―

貫通

保管廃棄施設・Ｍ－１

上面

6

5.2

―

無

―

無

保管廃棄施設・ＮＬ

上面

4.5

5.2

―

有

―

貫通

※1 コンクリート厚さ：評価対象とする構築物の側面及び上面について、それぞれコンクリート厚さが最も薄くなる位置の厚さ※2 保管廃棄施設・M-2及び特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）については、鋼製蓋に貫通が生じるものとし、遮蔽蓋について評価を実施※3 鋼板厚さ：評価対象とする構築物の上面について、それぞれ鋼板厚さが最も薄くなる位置の厚さ31

竜巻に対する安全対策（4/4）
【飛来物（代表例）】

材質、厚 さ等を変更し、重量化

物置床に鋼板を敷設し、重量化

物置（重量化）

チェッカープレート（重量化）

以下を保安規定に規定化（飛来物の管理）➢ 竜巻（藤田スケールＦ１、最大風速49m/s）による飛来によって影響を及ぼすおそれがある物体に対し、飛来防止対策として浮上しない重量にするための措置を講じる。
➢ 飛来防止対策の実施状況について、年１回以上巡視する。
保安規定の記載に加え、以下を下部規定に規定化（飛来物の管理）➢ 今後、施設の構造健全性に影響を及ぼすおそれがあるものを施設周辺に設置する
場合には、浮上の有無、施設への影響を評価し、影響を及ぼすおそれがあるものについては、飛来防止対策を講じる。

32

火山に対する安全対策（1/4）◆ 安全上重要な施設の評価（火山事象による安全機能の喪失）
火山の影響（降下火砕物）により、建家等が損傷し、全ての閉じ込め機能が喪失することを想定する。この想定は、地震により安全機能を喪失した場合の影響と同じ想定であり、影響評価結果も同様である。

火山による影響を考慮しても、周辺公衆の放射線被ばくが５mSvを超えることはなく、安全上重要な施設に該当する施設がないことから、設計上考慮すべき火山事象としては、極微量の降下火砕物（完新世の火山活動に関する記録による降灰量）を想定する。

33

火山に対する安全対策（2/4）◆施設に影響を及ぼし得る火山の抽出➢ 敷地を中心とする半径160kmの範囲には32の第四紀（約258万年前迄）火山が位置する。
➢ 完新世（約1万年前迄）の活動の有無、将来の活動可能性の検討を行い、施設に影響を及ぼし得る火山として、13火山を抽出した。（火山の分布は、参考資料74頁参照）◆抽出された火山の火山活動に関する個別評価➢ 抽出された火山の敷地からの離隔、並びに敷地周辺における第四紀の火山活動の特徴等の検討結果等から、設計対応不可能な火山事象(火砕物密度流、溶岩流、岩屑
なだれ他、新しい火口の開口及び地殻変動)が施設に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。
◆施設に影響を及ぼし得る火山事象の抽出➢ 火山性土石流、火山から発生する飛来物(噴石)、火山ガ
ス及びその他の火山事象のうち、施設への影響を評価すべき事象はない。
➢ 考慮すべき火山事象は、降下火砕物（火山灰）のみである。グレーデッドアプローチ適用の考え方に基づき、完新世の火山活動に関する記録によると、敷地及びその周辺の降下火砕物の層厚は極微量であることから、火山による被害を受けるおそれはない。（参考資料75頁参照）

施設に影響を及ぼし得る火山の抽出結果
No.
1

第四紀火山
たかはらやま

高原山
なすだけ

2

那須岳

3

男体・女峰火山群

45

6

なんたい・にょほうにっこうしらねやま

日光白根山
あかぎやま

赤城山
ひうちがたけ燧ケ岳
あだたらやま

7

安達太良山

8

笹森山

9
10
11
12
13

ささもりやまばんだいさん

磐梯山
ぬまさわ

沼沢
こもちやま

子持山
あづまやま

吾妻山
はるなさん

榛名山

敷地からの距離(km)
88
93
105
116
127

130
133
134
135
143
144
148
157

（完新世の火山活動に関する記録）• 1707富士山宝永噴火報告書(平成18年3月 中央防災会議 災害教訓の継承に関する専門調査会）• 堆積物と古記録からみた浅間火山1783年のプリニー式噴火（安井真也・小屋口剛博,1998）• 1914桜島噴火報告書（平成23年3月 中央防災会議 災害教訓の継承に関する専門調査会）• 新編火山灰アトラス－日本列島とその周辺, 東京大学出版34

火山に対する安全対策（3/4）
放射性廃棄物処理場の各施設において考慮すべき火山事象は、降下火砕物（火山灰）である。完新世の火山活動に関する記録によると、敷地及びその周辺の降下火砕物の層厚は極微量であることから、火山による被害を受けるおそれはない。
以下を保安規定に規定化（除灰作業）➢ 降下火砕物の荷重により、施設に損傷を及ぼすおそれがある場合、降下火砕物の除去を行わなければならない。
施設の許容堆積荷重の算出
評価対象

許容堆積荷重

第１廃棄物処理棟（屋根 （面積約650m2））

370(kg/m2) （降下火砕物 約30cm相当）

第２廃棄物処理棟（屋根 （面積約1150m2））

138(kg/m2) （降下火砕物 約11cm相当）※

第３廃棄物処理棟（屋根 （面積約1100m2））

410(kg/m2) （降下火砕物 約34cm相当）

減容処理棟（屋根 （面積約2740m2））

461(kg/m2) （降下火砕物 約38cm相当）

解体分別保管棟（屋根 （面積約2100m2））

380(kg/m2) （降下火砕物 約31cm相当）

固体廃棄物一時保管棟 （屋根 （面積約200m2））

302(kg/m2) （降下火砕物 約25cm相当）

廃棄物保管棟・Ⅰ（屋根 （面積約1370m2））

525(kg/m2) （降下火砕物 約43cm相当）

廃棄物保管棟・Ⅱ（屋根 （面積約1190m2））

560(kg/m2) （降下火砕物 約46cm相当）

保管廃棄施設・L （鋼製蓋）保管廃棄施設・NL （鋼製蓋）

鋼製蓋の内部は、鋼材で補強されており、建家屋根と比較して十分な強度を有している。

保管廃棄施設・M-１ （遮蔽蓋）
保管廃棄施設・M-２ （遮蔽蓋）
特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用） （コンクリート製躯体）
特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用） （コンクリートプラグ）

遮蔽蓋、コンクリート製躯体、コンクリートプラグは堅牢であり、建家屋根と比較して十分な強度を有している。

※ 第２廃棄物処理棟は、屋根の耐震補強工事を実施しており、現在は、より安全側の裕度を有している。

除灰作業員の装備（ヘルメット、ゴーグル、マスク等）
35

火山に対する安全対策（4/4）
万一の降灰に備えて、火山灰除去対応については、富士山宝永噴火（1707年）の降灰
量（火山からの距離は、敷地から最寄りの高原山（約90km）を想定）を参考とし、降灰量の総量を16cm、そのうち初日の降灰量を8cmと想定する。

富士山の宝永噴火から評価された火口より直線距離約90kmの地域に16日間（宝永噴火の継続日数）で8～16cmの火山灰が確認されている。
⇒降灰量の総量を16cm、そのうち初日の降灰量を8cmと想定＊ 富士火山（2007）荒牧重雄他編集、山梨県環境科学研究所

36

森林火災に対する安全対策（1/2）
森林火災による放射性廃棄物処理場各施設の建家等の表面温度が、許容温度（コンクリート：200℃、鋼材：350℃）以下、若しくは内部火災に至らないため、施設の安全性に影響のないことを確認。
評価対象

外壁面
温度

内壁面
温度※

離隔
距離

第１廃棄物処理棟

コンクリート壁

124℃

－

27m

第２廃棄物処理棟

コンクリート壁

139℃

－

26m

第３廃棄物処理棟

コンクリート壁

71℃

－

81m

減容処理棟

コンクリート壁

103℃

－

29m

解体分別保管棟

コンクリート壁

69℃

－

70m

固体廃棄物一時保管棟

コンクリート壁

71℃

－

80m

コンクリート壁

338℃

87℃

鋼製蓋

96℃

－

コンクリート躯体

304℃

83℃

鋼製蓋

91℃

－

保管廃棄施設・Ｍ－２

コンクリート躯体

304℃

83℃

8m

特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）

コンクリート躯体

83℃

－

47m

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）コンクリート躯体

340℃

88℃

7m

廃棄物保管棟・Ⅰ

コンクリート壁

109℃

－

31m

廃棄物保管棟・Ⅱ

コンクリート壁

170℃

－

15m

コンクリート躯体

184℃

－

鋼製蓋

72℃

－

熱影響評価対象施設

保管廃棄施設・Ｌ

保管廃棄施設・Ｍ－１

廃棄物保管棟・ＮＬ※ 内壁面温度は、コンクリート外壁表面から5㎜内側の温度

7m

8m

15m

（第２廃棄物処理棟代表例）
西側森林（ケース①）
・離隔距離：100m
・森林の幅（火炎到達幅）：430m
離隔距離（西側）：100m

離隔距離（東側）：26m

第２廃棄物
処理棟

東側森林（ケース①、②）
・離隔距離：26m
・森林の幅（火炎到達幅）：520m

出典：国土地理院・地理院地図

ケース①：人為的行為及び卓越風向を考慮し設定
ケース②：可能性は低いものの、森林の概況から別の延焼ルートの起点となりうる国道245号線沿いに設定

37

森林火災に対する安全対策（2/2）
以下を保安規定に規定化（樹木の管理）➢ 今後、森林が隣接している施設については、評価で用いた離隔距離を考慮した範囲を定め、樹木の管理を実施。
（自衛消防隊による対応）➢ 原科研には、24時間体制の自衛消防隊が組織されており、常時対応が可能。
➢ 火災を覚知した場合、自衛消防隊が化学消防車で出動し、消火活動を開始することが可能。

化学消防車

38

内部火災に対する安全対策（1/5）◆火災区域の設定
防護対象の機器を火災から防護するため及び放射性廃棄物を火災から防護するため、以下の考えのもとに火災区域を設定① 防護対象の機器を設置している部屋を含み、耐火壁（一部、採光用の網入りガラス窓を含む）及
び耐火扉で囲われている区域② 放射性廃棄物を保管廃棄する処理前廃棄物保管場所、発生廃棄物保管場所及び保管廃棄施
設は、放射性廃棄物を保管廃棄している場所（ピット、躯体又は部屋及び隣接する機械室）
：管理区域
：火災区域

セル系排風機制御盤、操作盤
セル系俳風機制御盤、操作盤：防護対象の機器
：耐火扉
排気筒
排気筒

電源設備（常用、非常用）電源設備（常用、非常用）

2-A2
？

前室

コールド機械室（２F）
コールド機械室(2F)

2-1
？

2-A3

居室

？居 室

ヒ カ

居 室
居室

ヒ カ
エ シ
エ シ

A

A

ツ
1-A2

クレーンホール
クレーンホール

アスファルトアスファルト
溶 溶解室
解 室
2-A1

ツ

居室
居 室

会
会

議
議
室
室

第２廃棄物処理棟における防護対象の機器の配置と火災区域（例）⚫ 資材置場は火災区域の設定場所に設けない⚫ 可燃性の資材（ウエス、塗料等）は、その都度、作業に必要な量を持ち込み⚫ 資材の保管にあたっては、金属製キャビ
ネット又は金属製容器に収納⚫ 毎月１回以上の巡視により、資材置場の管理状況を確認39

内部火災に対する安全対策（2/5）
火災区域内に持ち込む必要のある可燃性の資材に係る火災発生防止対策を実施。
⚫ 資材置場は火災区域の設定場所に設けない⚫ 施設の保守・点検や補修工事等で一時的に火災区域内に資材置場を設ける場合は、以下を確認－ 熱を扱う処理装置や電気盤から距離を確保－ 消火栓の操作に影響がないこと－ 避難通路の確保⚫ 施設の保守・点検や補修工事等が終了したときは、資材置場を解除、資材の撤去を確認⚫ 可燃性の資材（ウエス、塗料等）は、その都度、作業に必要な量を持ち込み
なお、火災区域以外の管理区域内には資材置場を設けており、以下の火災発生防止対策を実施。
⚫ 資材置場は以下を考慮して設定－ 熱を扱う処理装置や電気盤から距離を確保－ 消火栓の操作に影響がないこと－ 避難通路の確保⚫ 資材の保管にあたって、潤滑油や塗料等は、すべて金属製キャビネット又は金属製容器に収納
その他の可燃性の資材は、金属製キャビネット又は金属製容器に収納⚫ 保管する資材の名称と数量を明確にしたリストを作成し、各資材置場に表示⚫ 毎月１回以上の巡視点検により、資材置場の管理状況（資材の種類、数量等）を確認⚫ 資材置場の周辺で火気作業（溶接、溶断等）を行う場合には、近傍に消火器を配置
40

内部火災に対する安全対策（3/5）
処理前廃棄物保管場所、発生廃棄物保管場所及び保管廃棄施設における火災発生防止対策を以下に示す。
● 保管廃棄施設の材料• 処理前廃棄物保管場所及び発生廃棄物保管場所は、鋼材を 使用した箱型保管庫、又は床、壁及び天井が鉄筋コンクリート造の部屋• 保管廃棄施設は、鉄筋コンクリート、鋼材等の不燃性材料を 使用● 放射性廃棄物の管理• 保管廃棄する 放射性廃棄物は、金属製容器（200ℓドラム缶、角型鋼製容器等）
又はコンクリート容器に封入• 施設の廃止措置等に伴い発生する 容器に収納する ことが困難な大型廃棄物等を 保管廃棄施設に保管廃棄する 場合には、火災の発生源となる もの（電気機器、可燃性のガス・油を用いる機器）を 設けていない地下ピ ット式の保管廃棄施設に保管廃棄• 保管廃棄する 放射性廃棄物は、消防法に定める危険物、発火性のもの、ガス又は熱を 発する ものを除去。計器類、モーター、ポンプ等内包物に水、油、グリスを含むものは、これらの液抜き や拭き取りを した後に金属製容器に収納● 保管廃棄施設内における作業の管理• 保管廃棄施設内では、火気の使用を禁止• 業務上やむを得ない理由により火気を 使用する場合、以下の措置を講ずる➢ 作業場所の周囲には、可燃物、有機溶剤等の引火性物質を置かない。
➢ 作業対象物に保温材等の可燃物が取り付けてある場合は、作業箇所よ り１ｍ
以上取り外し、スパッタシートや濡れウエス等で十分に養生➢ 床、壁、機器等の養生は十分な大き さのスパッタシート（あるいは同等以上の耐熱性を もつ もの）を 使用し、特に耐熱性を 必要とする 場合には、二重にする
か水分を含ませる。
➢ 消火器を近傍に置いて作業を実施

処理前廃棄物保管場所（例）第１廃棄物処理棟
廃棄物一時置場

発生廃棄物保管場所（例）第３廃棄物処理棟
保管庫

200ℓドラム缶（例）解体分別保管棟

コンクリートブロック（例）解体分別保管棟

大型の放射性廃棄物（例）保管廃棄施設・Ｍ－１

保管廃棄施設における放射性廃棄物の保管状況

41

内部火災に対する安全対策（4/5）
減容処理棟の焼却炉等に使用する燃料ガス（LPG）に係る安全対策
燃料ガス（LPG）の供給源は屋外に設けており、燃料（LPG）は、タンクローリーで輸送し、バルク容器に充填する。タンクローリーについては、高圧ガスの貯蔵所及び製造施設に求められている
保安距離（約11.4m）は適用されないが、運搬中に一時的に減容処理棟建家からの離隔距離が約8mとなる区間を走行することとなる。
このため、タンクローリーによる燃料ガス運搬中の火災又は爆発事故の発生は考えにくいが、下記に示す安全管理について、保安規定の下部規定である廃棄物処理場施設運転手引又は施設
防護活動手引に定め、適切に運用することとしている。
⚫ タンクローリーの運搬量を1回あたり2トンに制限⚫ タンクローリーの入構に関する情報の共有⚫ タンクローリーの誘導員を配置⚫ タンクローリーの徐行⚫ 通行車両（対向車）の制限⚫ 建家周辺にタンクローリーの長時間停車を禁止⚫ タンクローリーに異常が発生した場合は、速やかに関係各所に連絡するとともに可能な限り
タンクローリーを建家から離れた場所に移動⚫ LPGタンク周辺に消火設備を配備し、火災が発生した場合には、誘導員、運転手等により速やかに消火活動を実施⚫ 関係者による定期的な訓練の実施
42

内部火災に対する安全対策（5/5）◆内部火災に対する安全対策
第２廃棄物処理棟のセルの内部を常時負圧に維持するための排風機は、系統ごとに隣接して２台（１台は予備機）設けているが、火災によって相互に影響しないよう、早期に自動で消火するための自動消火設備を設ける。
また、セル内での火災に対して、早期に感知するため、新たに火災感知器を設ける。
第２廃棄物処理棟

噴霧ヘッド

熱感知器

噴霧ヘッド

熱感知器

ハロゲン化物
消火剤噴霧

熱感知器

セル

セル排風機A

セル排風機B
新設範囲

セル排風機

相互に影響しないよう「ボックス」でセル排風機を覆う

セル排風機自動消火設備イメージ図
43

内部溢水に対する安全対策◆内部溢水に対する安全対策

第２廃棄物処理棟のセルの内部を常時負圧に維持するための排風機の配電盤は、非管理区域のコールド機械室に設置しているが、配電盤周辺のコールド配管等からの漏水による被水を防護するための溢水防護カバーを設ける。
溢水防護カバー

第２廃棄物処理棟

材質：ポリカーボネート

コールド機械室

溢水源：コールド
配管内の冷却水セル排風機配電盤

セル
（側面）
セル排風機

セル排風機配電盤（正面）

セル排風機配電盤溢水防護カバーイメージ図（溢水源は一例）

44

液体廃棄物の漏えいに対する安全対策◆液体廃棄物の漏えいに対する安全対策
液体廃棄物の廃棄施設に漏えいが生じた場合、制御室等及び中央警備室に警報する設備を設ける。
制御室等

液位計
警報発報
制御盤等

現在の水位を設定

警報設定値分

中央警備室

設定した水位から警報
設定値分低下した場合、
警報発報

貯槽

警報発報
漏えい警報監視盤
新設範囲

貯槽（警報発報イメージ図）
45

設計基準事故の事象選定（1/2）
放射性廃棄物処理場施設における想定事故の事象選定想定される事象状態

第２廃棄物処理棟の固体廃棄物処理設備・Ⅱの排風機故障

・固体廃棄物の圧縮処理中にセル系排風機が故障等により停止し、放射性物
質がセル内の雰囲気に移行する。
・セル内の負圧低下によりセル外に漏えい後、排気系の排気除塵装置を介さずに地上放出するものとする。

第２廃棄物処理棟の固体廃棄物処理設備・Ⅱの遮蔽扉故障

・処理済廃棄物収納セルの遮蔽扉が、故障及び作業員の誤操作により開放し、処理済廃棄物から放射線が漏えいする。
・建家の遮蔽効果は考慮しないものとする。

・蒸発処理装置・Ⅱにおいて濃縮廃液が全量セル内に漏えいし、濃縮廃液中
第２廃棄物処理棟の蒸発処理装 の放射性物質がセル内の雰囲気に移行する。
・セル内に移行した放射性物質が、排気系の排気除塵装置を介さずに地上放置・Ⅱにおける濃縮廃液漏えい
出するものとする。
・ドラム缶に排出したアスファルト混練物から火災が発生し、放射性物質が室
第２廃棄物処理棟のアスファルト 内の雰囲気に移行する。
固化装置における混練物からの ・室内に移行した放射性物質が、排気系の排気除塵装置を介さずに地上放出
火災（次頁参照）するものとする。
・溶融処理中に、大量の液体を含んだ廃棄物が投入され、炉内で異常な圧力
減容処理棟の金属溶融設備の溶 上昇が発生し、炉蓋が破損する。
融炉内における異常な圧力上昇 ・放射性物質を含む排ガスが、排気系の排気除塵装置を介さずに地上放出すにより、炉蓋が著しい破損るものとする。
【赤字下線：公衆への被ばく線量が最大の事象】 46

設計基準事故の事象選定（2/2）

建家による閉じ込め【MS-3】

アスファルト固化装置における混練物からの火災
排気筒による拡散【MS-3】

建家外へ放出（地上放出）
建家の排気設備による放射性物質の除去【MS-3】

第２廃棄物処理棟
排
気
筒

ドラム詰室

室内雰囲気に
移行

排気設備

火災

排気設備

アスファルト固化体（全量焼損）

被ばく線量評価

実効線量

放射性物質からの外部被ばくの実効線量

5.3×10-7 mSv

吸入摂取による内部被ばくの実効線量

公衆の被ばく線量（合計）3.2×10-2 mSv

3.2×10-2 mSv※ 評価条件は、参考資料（76頁）に示す。

【公衆への被ばく線量が最大の事象】 47

その他の主な対応●安全避難通路、避難用照明、誘導標識及び誘導灯の設置
原子炉施設の建家内に避難通路及び避難口を設ける。避難通路等には非常用照明（以下保安灯）並びに誘導標識及び誘導灯を 設ける。
保安灯及び誘導灯は、通常の照明用電源喪失時には内蔵した電池又は蓄電池から給電する。

放射性廃棄物処理場の各施設には、以下に示すとおり安全避難通路等を設けている。
⚫ 避難通路及び避難口を示す誘導標識は、消防法に従い、避難の方向及び避難口である旨を明示した緑色の誘導標識とし、目につきやすい箇所に設け、容易に識別できるようにしている。
⚫ 避難通路及び避難口の誘導灯は、消防法に従い、避難の方向及び避難口である旨を明示した緑色の灯火とし、容易に識別できるようにするとともに、蓄電池を内蔵し、照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわないようにしている。
⚫ 管理区域の出入口、制御室等には、異常が発生した場合に使用する懐中電灯、ヘッドライト、投光器（発電機を含む）等を配備している。

誘導灯（避難口）

誘導灯（避難の方向）

避難用の照明異常時に使用する照明 48

事故時の対応

49

事故時の対応
災害、事故等が発生した場合の対策を迅速かつ的確に対処できるよう、様々な訓練を繰り返し実施。
◆ 免震構造の緊急時対策所を整備・階上に保安管理部、放射線管理部を配置◆ 事故時に向けた訓練（継続的に実施）➢ 緊急時活動レベル（EAL）の設定（原子力災害指針等の改正を受けて新たに設定）
・所内外通信連絡機能の喪失（一部喪失も含む）
・防護措置の準備が必要な事象➢ 事故時の体制・現場対応、放射線管理対応、連絡記録対応等に役割を分担➢ 事故を想定した教育訓練【非常事態総合訓練】
・減容処理棟焼却・溶融設備での火災を想定（令和２年７月）◆ その他の訓練
以下の教育訓練により事故時対応の確認を行っている。
・通報訓練：勤務時間外の連絡体制、人員確保を確認
・消火訓練：消火栓、消火器の使用方法を確認
・緊急作業訓練：緊急作業(100mSv超)を想定した事故時対応
・グリーンハウス設置訓練：内部被ばくを想定した事故時対応

緊急時対策所

非常事態総合訓練

消火訓練

50

事故時の対応（通信連絡設備）
原子力科学研究所
放射性廃棄物処理場①

事故現場

ページング設備、携帯電話、長距離用トランシーバー、固定電話

事故現場指揮所

安全管理棟＊②

固定電話、FAX、テレビ会議
システム、Eメール③

現地対策本部＊ 東日本大震災後に新設する際に免震構造建家として新設した。
緊急時対策所は、本建家に設置される。

原子力科学研究所全域
緊急時構内放送システム 放送用スピーカ－
構内一般放送用スピーカー

異常時通報連絡先機関等④

衛星携帯電話、加入電話、無線
連絡設備

関係官庁
自治体（茨城県、東海村、隣接市町村、オフサイトセンター）
その他関係箇所① 施設内の通信連絡③ 敷地内の通信連絡事故等が発生した場合に、施設内の全ての人々に対して 、指示できる多様性をもった通信連絡設備

設計基準事故等が発生した場合に、敷地内の全ての人々に対して、事象発生の連絡や避難指示等を行うための通信連絡設備を設ける② 施設間の通信連絡④ 敷地外の通信連絡

事故現場指揮所から現地対策本部との通信連絡設備は、多様性を備え、相互に連絡が取れる設計

現地対策本部から関係官庁等へ連絡を 行うための通信連絡設備は、51専用であって多様性を確保した設計

事故時の対応（放射性廃棄物処理場事故現場指揮所の体制）
原子炉主任技術者
事故現場統括責任者
バックエンド技術部長

核燃料取扱主任者
放射線取扱主任者

事故現場統括責任者代理
バックエンド技術部次長

事故現場放射線管理責任者
放射線管理第２課長

事故現場責任者
高減容処理技術課長
放射性廃棄物管理第１課長
放射性廃棄物管理第２課長

事故現場特定施設責任者
工務第１課長（高減容処理技術課所掌施設を除く）

事故現場責任者代理
各課マネージャー

放射線管理施設関係者
・放射線管理担当班

本体施設関係者
・消防担当班（現場対応班）
・連絡・記録担当班
・庶務担当班

特定施設関係者
・特定施設担当班

放射性廃棄物処理場事故現場指揮所の組織図
52

事故時の対応（原科研現地対策本部の体制）
機構対策本部
現地対策本部

本部長、副本部長、技術広報主任、本部長付、庶務班、広報班、連絡班、情報班、Ｑ＆Ａ対応班

事故現場における活動組織
事故現場防護活動組織（連携）
事故現場統括責任者
事故現場統括責任者代理
事故現場責任者
事故現場責任者代理
事故現場放射線管理責任者
事故現場特定施設責任者

支援組織
防護隊

隊長、副隊長、隊長付
保物班、工作班、救護班、警備班、
消防班

放
射
線
管
理
部
セ
ン
タ
ー

工
務
技
術
部
セ
ン
タ
ー

防
護
器
材
輸
送
セ
ン
タ
ー

医
療
チ
ー
ム

消防担当班
放射線管理担当班
連絡・記録担当班
特定施設担当班
統括責任者が必要と認めた班

原子力科学研究所現地対策本部の組織図53

今後のスケジュール

54

今後のスケジュール
年度
許認可
基
本 原子炉設置
設 変更許可
計

2018

2019

2020

2021

H30

R01

R02

R03

▼許可（10/17）
安全審査▼認可（10/26）

一部使用承認に係る工事＊
詳
細
設
計
・
工
事

設工認
工事・使用前事業者検査

漏えい、火災及び溢水対策工事
建家耐震改修工事

設工認
工事・使用前事業者
検査

設工認
工事・使用前事業者検査
設工認

津波対策工事工事・使用前事業者検査

保安規定変更定期事業者検査

適合性確認終了▲＊ 保管廃棄施設・Ｌ（固体廃棄物の保管廃棄）及び排水貯留ポンド（液体廃棄物の希釈処理）については、令和３年２月に適合性確認が終了し、令和２年４月１日に施行された「 試験研究の用に供する 原子炉等の設置、運転等に関する 規則」 において定められた一部使用承認を適用する。これにより、JRR-3、NSRR及びSTACYの運転廃棄物を 受け入れ、処理・保管廃棄を再開する。
55

参考資料

56

東日本大震災の影響➢ 第２廃棄物処理棟における屋根支柱や保管体の荷崩れ等が発生したが、これらに対する復旧作業を行うとともに、目視検査や機能検査等により健全であることを確認した。なお、国も施設定期検査で対象となる設備を除いて、全て保安検査官が確認している。また、施設定期検査で対象となる設備については、施設定期検査の中で健全性が確認されている。

復旧前

復旧後

第２廃棄物処理棟
屋根支柱被災⇒補強により復旧

保管体荷崩れ⇒復旧

57

安全機能の重要度分類（1/2）（ＰＳ機能）
重要度
クラス

定義

その損傷又は故障により発生する事象によって燃料の多量の破損を引き起こすおそれがあり、敷ＰＳ－１ 地外への著しい放射性物質の放出のおそれのある構築物、系統及び機器

安全機能

構築物、系統及び機器

－

該当なし

その損傷又は故障により発生する事象によって、燃料の多量の破損を直ちに引き起こすおそれは 放射性物質の貯蔵
ＰＳ－２ ないが、敷地外への過度の放射性物質の放出の （閉じ込め、遮蔽）
おそれのある構築物、系統及び機器異常状態の起因事象となる物であって、ＰＳ－１、 放射性物質の貯蔵（閉じ込め、遮蔽）
ＰＳ－２以外の構築物、系統及び機器

ＰＳ－３

原子炉冷却材中放射性物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物、系統及び機器－

固体廃棄物処理施設
・固体廃棄物処理設備・Ⅱ（セル）
保管廃棄施設・保管廃棄施設・M-2
・特定廃棄物の保管廃棄施設
・処理前廃棄物収納セル
廃液貯槽※
・廃液貯槽・Ⅰ
・廃液貯槽・Ⅱ-２
・処理済廃液貯槽・排水貯留ポンド・各建家に設ける廃液貯槽
液体廃棄物処理施設※
・蒸発処理装置・Ⅰ・蒸発処理装置・Ⅱ・セメント固化装置
・アスファルト固化装置
固体廃棄物処理施設※
・焼却処理設備
・固体廃棄物処理設備・Ⅱ（セルを除く。）
・解体室
・高圧圧縮装置
・金属溶融設備
・焼却・溶融設備
保管廃棄施設・保管廃棄施設・L・保管廃棄施設・M-1
・保管廃棄施設・ＮＬ
・廃棄物保管棟・Ⅰ・廃棄物保管棟・Ⅱ・解体分別保管棟
・処理前廃棄物保管場所（処理前廃棄物収納セルを除く。）
・発生廃棄物保管場所

該当なし

58

安全機能の重要度分類（2/2）（ＭＳ機能）
重要度
クラス

ＭＳ－１

定義

安全機能

構築物、系統及び機器

異常状態発生時に、敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物、系統及び機器

－

該当なし

安全上必須なその他の構築物、系統及び機器

－

該当なし

－

該当なし

－

該当なし

－

該当なし

ＰＳ－２の構築物、系統及び機器の損傷又は故障が及ＭＳ－２ ぼす敷地周辺公衆への放射線の影響を十分小さくする
ようにする構築物、系統及び機器

運転時の異常な過渡変化があってもＭＳ－１、ＭＳ－２とあいまって、事象を緩和する構築物、系統及び機器・圧力逃し機構（焼却処理設備、金属溶融設備、焼却・溶融設備）
・液体廃棄物の漏えい拡大防止に係る堰、排水溝等
放射性物質の閉じ込め、・建家
遮蔽及び放出低減
・排気設備（焼却炉・溶融炉内、セル内及びフード等の内部を負圧に維持するための排気設備（PS-３）を除く。）
・排気筒異常状態への対応上必要な構築物、系統及び機器事故時のプラント状態の把握、緊急時対策上
重要なもの

ＭＳ－３

・放射線管理施設
・通信連絡設備
・消火系
・避難通路
・非常用照明※ 各設備に設けている「放射性物質の貯蔵（閉じ込め）」に係るフード及びチャンバ（減容処理棟の前処理設備のチャンバを含む。以下「フード等」という。）、焼却炉・溶融炉内、セル内及びフード等の内部を負圧に維持するための排気設備（第２廃棄物処理棟のセルを負圧に維持するための排風機に商用電源が喪失した場合に給電するディーゼル発電機を含む。）、運転状態（液位、温度、圧力）の監視機器、異常時（負圧低下、異常温度上昇等）に処理を停止するイン
ターロックを含む。

59

耐震重要度分類（Sクラスの有無の評価1/2）
地震により各施設において全ての安全機能が喪失した場合の影響を評価し、その結果に基づきSクラスの有無を確認する。ここでは、代表例として、固体廃棄物処理設備・Ⅱにおける想定事象のモデル図を示す。
想定事象（第２廃棄物処理棟（例））【遮蔽機能喪失】
処理前廃棄物収納セル及び処理済廃棄物収納セルが損傷し、セル内に収納されている以下の放射性廃棄物から直接ガンマ線及びスカイ
シャインガンマ線が建家外に放射される。
① 処理前廃棄物収納セル内の処理前廃棄物（最大保管量：30ℓ 金属容器36個）② 処理済廃棄物収納セル内の処理済廃棄物（最大保管量：封入容器40個（30ℓ 金属容器120個相当））【閉じ込め機能喪失】
圧縮処理作業中に廃棄物処理セルが損傷し、圧縮中の廃棄物③に含まれる放射性物質が、室内雰囲気に移行し、建家外に放出される。この際、建家、セル及び建家の排気系は損傷しており、排気系を介さずに地上放出するものとし、これらによる放出低減は見込まない。
③ 固体廃棄物処理設備・Ⅱの廃棄物処理セル内で圧縮処理中の廃棄物（30ℓ 金属容器1個）【遮蔽機能喪失】

スカイシャインガンマ線【閉じ込め機能喪失】

遮蔽機能の
喪失

建家外に放出（地上放出）
第２廃棄物処理棟

第２廃棄物処理棟
室内雰囲気
に移行

遮蔽機能の
喪失

廃棄物処理セル

直接ガンマ線

GL

処理済廃
棄物収納
セル

廃棄物処理
セル

処理前廃
棄物収納
セル

閉じ込め
機能の喪失

排
気
筒
排気設備

③

①

②

排気設備

閉じ込め
機能の喪失

固体廃棄物処理設備・Ⅱにおける想定事象と評価条件のモデル図※ 詳細な評価条件を次頁に示す。

60

耐震重要度分類（Sクラスの有無の評価2/2）【閉じ込め機能喪失】【遮蔽機能喪失】放出源① 処理前廃棄物収納セル内の処理前廃棄物（最大保管量：30ℓ 金属容器36個）② 処理済廃棄物収納セル内の処理済廃棄物（最大保管量：封入容器40個（30ℓ 金属容器120個相当））

核種

評価対象核種及び各放出源の
放射能

応急措置に
要する時間

Co-60
Ru-106
Cs-137

計算方法

放出源①の放射能（30ℓ 金属容器36個）

3核種の存在比が同じ であるとし 、容器表面における 線量当量
Co-60率が処理可能な最大
Ru-106値で ある 10Sv/hと な
Cs-137る 放 射 能 を 、 QADCGGP2Rを 用い て 計
算放出源

放出源②の放射能（30ℓ 金属容器120個）：1.9×1013Bq Co-60：1.9×1013Bq Ru-106：1.9×1013Bq Cs-137③ 固体廃棄物処理設備・Ⅱの廃棄物処理セル内で圧縮処理中の廃棄物（30ℓ金属容器1個）

核種

計算方法

放出源③の放射能（30ℓ金属容器1個）

3核種の存在比が同じ であるとし 、
容器表面における線量当量率が処 Co-60
理可能な最大値である 10Sv/hと な Ru-106
る 放射能を 、QAD-CGGP2Rを 用い Cs-137て計算：5.2×1011Bq：5.2×1011Bq：5.2×1011Bq

評価対象核種及び各放出源の Sr-90
放射能

Sr-90を 収納し た容器当たり の含有
Sr-90
量の上限値（370GBq/容器）：3.7×1011Bq

Pu-239Pu-239を 収納し た容器当たり の含
Pu-239有量の上限値（1g/容器）：2.3×109Bq

Am-241

核分裂性物質を 収納し た容器当たり の含有量の上限値（15g/容器）よ Am-241
り、上記のPu-239の1gを引いた14g：1.8×1012Bq

Co-60
Ru-106
Cs-137：6.2×1013Bq：6.2×1013Bq：6.2×1013Bq

720時間（コンクリート遮蔽体等の設置）

移行率 *1

Co-60, Sr-90, Ru-106, Cs-137, Pu-239, Am-241 ：10-5*1 和達嘉樹他「低中レベルプルトニウム汚染固化体廃棄物の圧縮処理法」JAERI-M5274 (1973)61安全上重要な施設の評価（津波影響1/6）⚫ 地震及び地震後に襲来した津波により、建家等が損傷することを仮定し、開口部等より建家内及び保管廃棄施設内に海水が流入するものとする。
⚫ 処理施設➢ 建家に流入してきた海水と地震により損傷した設備・機器から漏えいした液体廃棄物又は散逸した固体廃棄物が接触することにより、海水へ放射性物質が移行し、移行した放射性物質が建家外に流出するものとする。
⚫ 建家式保管廃棄施設等➢ 地上部に保管廃棄している廃棄物全てが浸水高さに保管廃棄されているものとする。
➢ 金属製の容器及びコンクリート製の容器に収納している廃棄物については、容器から海水への漏出率0.1※を考慮するものとし、流入してきた海水と廃棄物が接触することにより、海水へ放射性物質が移行し、移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出するものとする。
保管廃棄している全ての廃棄物が浸水高さに保管廃棄されているものとする
2F

海水
GL

2F

海水
1F

B1F

GL

海水へ移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出
1F

B1F

放射性物質が海水へ移行
容器から海水への漏出率0.1※ 漏出率については、平成19年7月に発生した新潟県中越沖地震の影響により、柏崎刈羽原子力発電所において、転倒した保管体のうち、蓋が外れた保管体の割合を参考に安全側に設定した。

62

安全上重要な施設の評価（津波影響2/6）⚫ 半地下ピット式の保管廃棄施設➢ 金属製の容器に収納している廃棄物については、容器から海水への漏出率0.1を考慮するものとし、流入してきた海水と廃棄物が接触することにより、海水へ放射性物質が移行し、移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出するものとする。
海水
鋼製蓋

放射性物質が海水へ移行
容器から海水への漏出率0.1

海水へ移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出

GL

200ℓドラム缶に封入した廃棄物

海水
放射性物質が海水へ移行
容器から海水への漏出率0.1

海水へ移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出

GL
30ℓカートンケースに封入した廃棄物63安全上重要な施設の評価（津波影響3/6）⚫ 特定廃棄物の保管廃棄施設➢ インパイルループ用については、地震及び地震後に襲来した津波の影響により躯体及び廃棄孔に亀裂が生じた結果、廃棄孔内に海水が流入し、海水と廃棄物が接触することにより、海水へ放射性物質が移行し、移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出するものとする。なお、廃棄物はプラグにより封をした鉄管又はヒューム管に封入されていることから、鉄管又はヒューム管から海水への漏出率0.1を考慮するものとする。
➢ 照射試料用については、構造上、廃棄孔内に海水が流入することはないことから、放射性物質は流出しないものとする。
【インパイルループ用】【照射試料用】

鉄管又はヒューム管に封入された廃棄物
海水
鋼製蓋

海水

放射性物質が海水へ移行
鉄管又はヒューム管から海水への漏出率0.1
プラグGL

海水へ移行した放射性物質が保管廃棄施設外に流出

放射性物質は流出しない

64

安全上重要な施設の評価（津波影響4/6）⚫ 評価において、施設外に流出する放射性物質は、各施設において海水に移行した放射性物質のうち、参考資料に示す地上部の体積比率分とする。
⚫ 建家外及び保管廃棄施設外に流出した放射性物質は、下図に示すとおり、海洋へ流出又は遡上範囲の地表面に沈着するものとする。
➢ 建家における海水中の放射性物質濃度の算定
建家内に海水が流入し、放射性物質が海水に移行する。

GL

浸水
高さ

海水に移行した放射性物質が、地上階及び地階の海水中に拡散し、均一の濃度になるとする。

地上部の海水だけが建家外に流出す
るものとする。

①②【海洋流出】
内部被ばく（魚、無脊椎動物等の摂取）【地上流出】①内部被ばく（再浮遊による吸入摂取）②外部被ばく

放射性物質➢ 半地下ピット式保管廃棄施設における海水中の放射性物質濃度の算定
遮蔽蓋の隙間より、ピット内に海水が流入する。

GL

浸水
高さ

海水に移行した放射性物質が、廃棄孔上部及び廃棄孔内の海水中に拡散し、均一の濃度となるとする。

廃棄孔上部の海水だけが保管廃棄施設外に流出す
るものとする。

①②【海洋流出】
内部被ばく（魚、無脊椎動物等の摂取）【地上流出】①内部被ばく（再浮遊による吸入摂取）②外部被ばく

放射性物質

65

安全上重要な施設の評価（津波影響5/6）
機能喪失時の想定影響の算定結果(mSv)
施設・設備

第１廃棄物
処理棟

閉じ込め機能喪失に係る想定事象

海洋流出

地上流出

2.0×10-2

4.5×10-3

2.5×10-4

3.4×10-5

2.9×10-1

3.6×10-2

2.1×10-1

2.6×10-2

4.7×10-2

5.8×10-3

固体廃棄物処理設備・Ⅱ

5.5×10-2

1.9×10-3

廃棄物保管室

3.9×10-3

4.7×10-5

廃液貯槽・Ⅰ

4.1×10-3

4.9×10-4

処理済廃液貯槽

1.6×10-5

7.1×10-7

4.4×10-2

5.3×10-3

セメント固化装置

4.1×10-3

4.9×10-4

保管庫

4.3×10-6

4.5×10-7

高圧圧縮装置

1.8×10-6

8.9×10-8

金属溶融設備

5.8×10-4

1.3×10-5

3.0×10-3

2.7×10-4

焼却・溶融設備（溶融炉）

3.8×10-4

8.3×10-6

一時保管設備

2.6×10-4

1.3×10-5

焼却処理設備
廃棄物一時置場

津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

廃液貯槽・Ⅱ－２
蒸発処理装置・Ⅱ
第２廃棄物
処理棟

第３廃棄物
処理棟

減容処理棟

設備毎

アスファルト固化装置

蒸発処理装置・Ⅰ

焼却・溶融設備（焼却炉）

津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

施設全体
海洋流出

地上流出

2.1×10-2

4.6×10-3

6.2×10-1

7.2×10-2

5.3×10-2

6.3×10-3

4.3×10-3

3.1×10-466安全上重要な施設の評価（津波影響6/6）

施設・設備

閉じ込め機能喪失に係る想定事象

機能喪失時の想定影響の算定結果(mSv)
海洋流出

地上流出

2.6×10-4

3.4×10-5

5.4×10-4

5.6×10-5

保管廃棄施設・L

1.4×10-3

1.7×10-4

保管廃棄施設・Ｍ－１

9.8×10-5

1.6×10-5

4.1×10-2

6.7×10-3

1.9×10-4

1.1×10-4－－

3.7×10-4

5.5×10-5

4.2×10-4

6.2×10-5

3.7×10-4

5.4×10-5

固体廃棄物一時保管棟
解体分別保管棟
津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

保管廃棄施設・Ｍ－２
特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）
特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）津波により廃棄孔内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

津波により廃棄孔内に海水が流入することはないため、放射性物質は環境に流出しない。

廃棄物保管棟・Ⅰ
廃棄物保管棟・Ⅱ
保管廃棄施設・Ｎ Ｌ

津波により施設内に海水が流入し、放射性物質が施設外に流出する。流出した放射性物質は、海洋に流出、または、遡上範囲の地表面へ流出して沈着する。

67

安全上重要な施設の評価（竜巻影響1/6）
評価用竜巻については、日本で過去に発生した最大竜巻であるＦ３スケール（藤田スケール）の最大風速92m/sを
保守的に100m/sとして設定する。
想定事象（第１廃棄物処理棟（例））
焼却処理中に焼却炉及び排気除塵系が損傷し、焼却処理設備内の放射性物質が以下のとおり漏えいし、建家外に放出される。
① 焼却処理中の20ℓカートンボックス1個分から気相中へ移行した放射性物質が炉内から室内雰囲気に移行② 1日分の焼却処理（20ℓカートンボックス200個分）で発生した焼却灰（炉底）が室内雰囲気に漏えいし、その灰から室内雰囲気に放射性物質が移行③ 5日分の焼却処理（20ℓカートンボックス1,000個分）で発生した飛灰（排気除塵系）が室内雰囲気に漏えいし、その灰から室内雰囲気に放射性物質が移行
廃棄物一時置場に保管中の金属製容器が損傷し、20ℓカートンボックス内の放射性物質が以下のとおり、建家外に放出される。
④ 廃棄物一時置場に保管中の廃棄物（20ℓカートンボックス5,400個分）が室内雰囲気に漏えいし、その廃棄物から室内雰囲気に放射性物質が移行。この際、建家の排気系は損傷していないが、排気系を介さずに地上放出するものとし、これによる放出低減は見込まない。
評価用飛来物③④
評価用飛来物

閉じ込め
機能の喪失

貫通

建家外に放出（地上放出）①①

廃棄物一時置場

閉じ込め
機能の喪失
排
気
筒

室内雰囲気
CF

に漏えい

貫通

排気除塵系

④

評価用飛来物

閉じ込め
機能の喪失

②
焼却炉

貫通

排気
設備

金属製容器

焼却灰

炉底

GL
焼却灰

閉じ込め
機能の喪失

100ℓ
SUS容器
灰取出し室

焼却処理設備及び廃棄物一時置場における想定事象と評価条件のモデル図

68安全上重要な施設の評価（竜巻影響2/6）
放出源

①
②
③
④

焼却処理中の20ℓカートンボックス1個分から気相中へ移行した放射性物質
1日分の焼却処理（20ℓカートンボックス200個分）で発生した焼却灰（炉底）
5日分の焼却処理（20ℓカートンボックス1,000個分）で発生した飛灰（排気除塵系）
廃棄物一時置場に保管中の廃棄物（20ℓカートンボックス5,400個分）
核種

Cs-137

3核種の存在比が同じ であるとし 、容器表
Co-60
面における 線量当量率が処理可能な最大
Ru-106値である 、2mSv/hと なる 放射能を 、QADCs-137
CGGP2Rを用いて計算

Sr-90

Cs-137と 同じ量

Sr-90：9.0×107Bq

H-3

20ℓカートンボックス1個当たりの収納限度

H-3：4.0×106Bq

Co-60
Ru-106

評価対象核種及び各放出源の放射能

20ℓカートンボックス
1個当たり の放射能

計算方法

全ｱﾙﾌｧ

上記5核種（ベータ線・ガンマ線を 放出する
Pu-239（Pu-239） 放射性物質）の合計量の1/10：9.0×107Bq：9.0×107Bq：9.0×107Bq：3.6×107Bq

放出源①の放射能放出源②の放射能放出源③の放射能

20ℓカートンボックス1個分
×移行割合①20ℓカートンボックス200個分
×移行割合②20ℓカートンボックス1,000個分
×移行割合③

H-3
Co-60
Sr-90
Ru-106
Cs-137
Pu-239

H-3
Co-60
Sr-90
Ru-106
Cs-137
Pu-239

H-3
Co-60
Sr-90
Ru-106
Cs-137
Pu-239：4.0×106Bq：9.0×106Bq：9.0×106Bq：3.6×107Bq：3.6×107Bq：3.6×104Bq：0Bq：1.6×1010Bq：1.6×1010Bq：1.1×1010Bq：1.1×1010Bq：7.2×109Bq：4.0×109Bq：9.0×109Bq：9.0×109Bq：3.6×1010Bq：3.6×1010Bq：3.6×107Bq

放出源④の放射能
20ℓカートンボックス5,400個分
H-3
Co-60
Sr-90
Ru-106
Cs-137
Pu-239
焼却処理に伴う
移行割合

移行率

建家による
放出低減等

① 気相中への移行割合② 焼却灰への移行割合③ 飛灰への移行割合

H-3:1.0×100
H-3:0
H-3:1.0×100① 気相中から室内雰囲気への移行率② 焼却灰から室内雰囲気への移行率（加熱状態）③ 飛灰から室内雰囲気への移行率（加熱状態）
飛灰から室内雰囲気への移行率（安定状態）④ 廃棄物から室内雰囲気への移行率

Co-60,Sr-90:1.0×10-1 *1
Co-60,Sr-90:9.0×10-1 *1
Co-60,Sr-90:1.0×10-1 *1：2.2×1010Bq：4.9×1011Bq：4.9×1011Bq：4.9×1011Bq：4.9×1011Bq：1.9×1011Bq

Ru-106,Cs-137:4.0×10-1 *1
Ru-106,Cs-137:6.0×10-1 *1
Ru-106,Cs-137:4.0×10-1 *1

全核種:1.0×100
H-3:－
Co-60,Sr-90,Pu-239:1.0×10-4 /h *3
H-3:4.2×10-2 /h *3 Co-60,Sr-90,Pu-239:1.0×10-4 /h *3
H-3:4.2×10-5 /h *3 Co-60,Sr-90,Pu-239:1.0×10-7 /h *3
H-3:4.2×10-7 /h *3 Co-60,Sr-90,Pu-239:1.0×10-9 /h *3

Pu-239:1.0×10-3 *2
Pu-239:9.99×10-1 *2
Pu-239:1.0×10-3 *2
Ru-106,Cs-137:4.2×10-3 /h *3
Ru-106,Cs-137:4.2×10-3 /h *3
Ru-106,Cs-137:4.2×10-6 /h *3
Ru-106,Cs-137:4.2×10-8 /h *3

建家の排気系による放射性物質の捕集効率及び排気筒による拡散は考慮しない（地上放出）。
評価用飛来物により、建家に貫通が生じるため、建家による放出低減を考慮する（DF=10）*4。

*1 加藤清他、「放射性固体廃棄物焼却処理設備の排ガス処理系における除染性能」日本原子力学会vol.30(1988)*2 O.Cahuzac, et al. ,”Technical contribution to the definition of incinerator and cement plant acceptance criteria for waste to be incinerated in France and Spain” ,EUR-16198 (1995)*3 高田茂他、「放射性物質の種々の取扱条件での飛散率の概算法」Radioisotopes,32,260-269(1983)*4 E. M. Flew et al 「Assessment of the Potential Release of Radioactivity from Installations at AERE, Harwell. Implications for Emergency Planning.」Handling of Radiation Accidents (1969)69

安全上重要な施設の評価（竜巻影響3/6）
想定事象（第３廃棄物処理棟（例））
蒸発処理中に廃液を内包する塔槽類が損傷し、貯留していた廃液が全量建家内に漏えいし、廃液に含まれる放射性物質が以下のとおり漏えいし、建家外に放出される。
① 廃液供給槽（約1m3）：蒸発処理装置・Ⅰで蒸発処理する前の廃液② 蒸発缶（約4.5m3）：蒸発処理装置・Ⅰで蒸発処理した後の濃縮廃液③ 濃縮液貯槽（約7m3）：蒸発処理装置・Ⅰで蒸発処理した後の濃縮廃液④ 凝縮液貯槽・Ⅰ（約25m3）：蒸発処理装置・Ⅰで蒸発処理した後の凝縮液
この際、建家の排気系は損傷していないが、排気系を介さずに地上放出するものとし、これによる放出低減は見込まない。
評価用飛来物

貫通

閉じ 込め
機能の喪失

②

建家外に放出（地上放出）④

機器室A（１階）

室内雰囲気に移行
凝縮器

蒸
発

閉じ 込め
機能の 缶
喪失

閉じ 込め
機能の喪失①

③
廃液
供給槽

オフガス
処理装置

閉じ 込め
機能の喪失

凝縮液
貯槽・ⅠＡ

凝縮液
貯槽・ⅠＢ

濃縮液
貯槽A

濃縮液
貯槽B
堰

廃液の漏えい

②

廃液
タンクA

排
気
筒

廃液貯槽室（地階）

廃液
タンクB

堰

排気設備

蒸発処理装置・Ⅰにおける想定事象と評価条件のモデル図

70

安全上重要な施設の評価（竜巻影響4/6）
放出源

①
②
③
④

廃液供給槽から 処理前廃液が全量建家内に漏えい（廃液供給槽約1m3）
蒸発処理中の蒸発缶から 濃縮廃液が全量建家内に漏えい（蒸発缶約4.5m3）
濃縮液貯槽から 濃縮廃液が全量建家内に漏えい（濃縮液貯槽約7m3）
凝縮液貯槽・Ⅰから 凝縮液が全量建家内に漏えい（凝縮液貯槽・Ⅰ約25m3）

核種

評価対象核種及び各放出源の放射能

計算方法

放出源①の放射能（処理前廃液1m3）

C-14
Co-60
Sr-90
Cs-134
Cs-137
Eu-154

処理対象廃液中のベータ・ガンマ放 C-14
射 性 物 質 の 濃 度 上 限 値 で あ る Co-60
3.7×102Bq/cm3 及び過去5年間（平 Sr-90
成18年度～平成22年度）の濃縮廃 Cs-134
液の測定結果から 求めた 存在比を Cs-137
基に放射能を計算
Eu-154

H-3

処理対象廃液中のベータ・ガンマ放射 性 物 質 の 濃 度 上 限 値 で あ る H-3
3.7×102Bq/cm3：1.1×108Bq：6.2×106Bq：1.8×107Bq：2.4×107Bq：2.1×108Bq：3.8×106Bq：3.7×108Bq

処理対象廃液中のベータ・ガンマ放射 性 物 質 の 濃 度 上 限 値
全ｱﾙﾌｧ
Pu-239 ：3.7×107Bq（Pu-239） 3.7×102Bq/cm3 の 1/10 で あ る
3.7×101Bq/cm3
核種

計算方法

C-14
Co-60
Sr-90
Cs-134
Cs-137
Eu-154
Pu-239線量告示に定める 一般排水可能な
排水中の濃度限度を 基に計算
C-14 ：2.0×100Bq/cm3
Co-60 ：2.0×10-1Bq/cm3
Sr-90 ：3.0×10-2Bq/cm3
Cs-134 ：6.0×10-2Bq/cm3
Cs-137 ：9.0×10-2Bq/cm3
Eu-154 ：4.0×10-1Bq/cm3
Pu-239 ：4.0×10-3Bq/cm3

H-3

放出源②の放射能（濃縮廃液4.5m3）

放出源③の放射能（濃縮廃液7m3）

Co-60
Cs-134
Cs-137
Eu-154

セメント固化体（200ℓドラム缶1本当たり の濃縮廃
Co-60 ：6.3×109Bq
液量：120ℓ）の表面線量当量率が2mSv/hと なるCs-134 ：2.4×1010Bq
放射能を 、QAD-CGGP2Rを 用いて計算。存在比Cs-137 ：2.1×1011Bq
は過去5年間（平成18年度～平成22年度）の濃縮
Eu-154 ：3.7×109Bq
廃液の測定結果の実績

Co-60 ：9.9×109Bq
Cs-134 ：3.8×1010Bq
Cs-137 ：3.3×1011Bq
Eu-154 ：5.8×109Bq

C-14
Sr-90

上記のCs-137の量にCs-137に対する C-14及びSr-90の過去5年間（平成18年度～平成22年度） C-14の濃縮廃液の測定結果から 求めた存在比を乗じ Sr-90て算出：1.1×1011Bq：1.8×1010Bq

C-14
Sr-90

：1.7×1011Bq：2.8×1010Bq

H-3

処理対象廃液中のベータ・ガンマ放射性物質のH-3
濃度上限値である3.7×102Bq/cm3：1.7×109Bq

H-3：2.6×109Bq

核種

計算方法

全ｱﾙﾌｧ
H-3を 除く上記6核種（ベータ線・ガンマ線を 放出
Pu-239 ：3.7×1010Bq（Pu-239） する放射性物質）の合計量の1/10

Pu-239 ：5.9×1010Bq

放出源④の放射能（凝縮液25m3）

C-14 ：5.0×107Bq
Co-60 ：5.0×106Bq
Sr-90 ：7.5×105Bq
Cs-134 ：1.5×106Bq
Cs-137 ：2.3×106Bq
Eu-154 ：1.0×107Bq
Pu-239 ：1.0×105Bq

処理対象廃液中のベータ・ガンマ放射 性 物 質 の 濃 度 上 限 値 で あ る H-3
3.7×102Bq/cm3：9.3×109Bq

H-3,C-14：4.2×10-5 /h
H-3,C-14：4.2×10-3 /h

移行率*1①③④ 廃液から 室内雰囲気への移行率②
廃液から 室内雰囲気への移行率

建家による
放出低減等

建家の排気系による放射性物質の捕集効率及び排気筒による拡散は考慮しない（地上放出）
評価用飛来物により、建家に貫通が生じ るため、建家による放出低減を考慮する（DF=10）*2

Co-60,Sr-90,Eu-154,Pu-239：1.0×10-7 /h
Co-60,Sr-90,Eu-154,Pu-239：1.0×10-5 /h

Cs-134,Cs-137 ：4.2×10-6 /h
Cs-134,Cs-137 ：4.2×10-4 /h*1 高田茂他、「放射性物質の種々の取扱条件での飛散率の概算法」Radioisotopes,32,260-269(1983)*2 E. M. Flew et al 「Assessment of the Potential Release of Radioactivity from Installations at AERE, Harwell. Implications for Emergency Planning.」Handling of Radiation Accidents (1969)71安全上重要な施設の評価（竜巻影響5/6）

施設及び地上階に設置している設備

閉じ込め機能喪失に係る想定事象

機能喪失時の想定影響の算定結果（ｍＳｖ）
設備毎

焼却処理設備
第1廃棄物処理棟
廃棄物一時置場

廃棄物保管室第2廃棄物処理棟

固体廃棄物処理設備・Ⅱ

蒸発処理装置・Ⅰ
第3廃棄物処理棟
セメント固化装置
金属溶融設備
減容処理棟

焼却・溶融設備（焼却炉）
一時保管設備

建家側面及び上面に貫通が発生する。
焼却処理設備の地上部及び廃棄物一時置場の20ℓカートンボックスが損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過
後に建家からDF=10で環境に放出される。
建家側面及び上面に貫通が発生する。
廃棄物保管室の側面及び上面に裏面剥離が発生する。廃棄物保管室の200ℓドラム
缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に廃棄物保管室からDF=10で環境に放出される。
セルの側面及び上面には貫通及び裏面剥離が発生しない。ただし、竜巻による停電
で排気系が停止し、固体廃棄物処理設備・Ⅱの廃棄物処理セルから放射性物質がセル内雰囲気に移行し、セルからDF=100、建家からDF=10で環境に放出される。

施設全体

2.8×10-4
2.8×10-4

6.5×10-8
6.6×10-9
4.8×10-5
4.8×10-5

建家側面及び上面に貫通が発生する。
蒸発処理装置・Ⅰ及びセメント固化装置の地上部が損傷し、放射性物質が室内雰囲
気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に建家からDF=10で環境に放出される。

1.6×10-4

建家側面及び上面に裏面剥離が発生する。
金属溶融設備及び焼却・溶融設備（焼却炉）の地上部、並びに一時保管設備の地上部の200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。
室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に建家からDF=10で環境に放出される。

1.9×10-4

1.6×10-4
3.2×10-7

9.1×10-5

2.8×10-4

8.9×10-9固体廃棄物一時保管棟

建家側面及び上面に貫通が発生する。
20ℓカートンボックスが損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に建家からDF=10で環境に放出される。

4.3×10-8

4.3×10-8

解体分別保管棟

建家側面及び上面に貫通が発生する。
保管室の上面には、貫通及び裏面剥離が発生しないが、側面に裏面剥離が発生する。保管室の200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に保管室からDF=10で環境に放出される。

6.5×10-9

6.5×10-972安全上重要な施設の評価（竜巻影響6/6）
施設及び地上階に設置している設備

閉じ込め機能喪失に係る想定事象

機能喪失時の想定影響の算定結果（ｍＳｖ）
設備毎

施設全体

1.6×10-8

1.6×10-8－－

4.5×10-8

4.5×10-8

保管廃棄施設・Ｌ

鋼製蓋に貫通が発生する。
200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質がピット内雰囲気に移行する。ピット内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後にピットからDF=10で環境に放出される。

保管廃棄施設・Ｍ－１

鋼製蓋に貫通及び裏面剥離が発生しないため、放射性物質は、環境に放出されない。

保管廃棄施設・Ｍ－２

遮蔽蓋に裏面剥離が発生する。
廃棄孔内の30ℓカートンケースの一部が損傷し、放射性物質が孔内雰囲気に移行する。孔内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に廃棄孔からDF=10で環境に放出される。

特定廃棄物の保管廃棄施設（照射試料用）遮蔽蓋に貫通及び裏面剥離が発生しないため、放射性物質は、環境に放出されない。

－－

特定廃棄物の保管廃棄施設（インパイルループ用）

躯体に貫通及び裏面剥離が発生しないため、放射性物質は、環境に放出されない。

－－

廃棄物保管棟・Ⅰ

建家側面及び上面に裏面剥離が発生する。
200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に建家からDF=10で環境に放出される。

4.4×10-8

4.4×10-8

廃棄物保管棟・Ⅱ

建家側面及び上面に裏面剥離が発生する。
200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質が室内雰囲気に移行する。室内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後に建家からDF=10で環境に放出される。

5.3×10-8

5.3×10-8

保管廃棄施設・ＮＬ

鋼製蓋に貫通が発生する。
200ℓドラム缶等の容器の一部が損傷し、放射性物質がピット内雰囲気に移行する。ピット内雰囲気に移行した放射性物質は、竜巻通過後にピットからDF=10で環境に放出される。

2.1×10-8

2.1×10-873

火山に対する安全対策の考え方（1/2）
施設に影響を及ぼし得る火山として抽出された13火山の分布は以下の図に示すとおり。
• 完新世に活動を行った火山：11火山 →高原山，那須岳，男体・女峰火山群，日光白根山，赤城山，燧ヶ岳，安達太良山，磐梯山，沼沢，吾妻山，榛名山•

将来の活動可能性が否定できない火山：2火山 →笹森山，子持山

No.

第四紀火山
たかはらやま

1
29

27

▲

△ 31

22
△
▲

2
▲▲

21

30

△ 13
14 △ △ 8
23 △ △ ▲ 915 △ ▲ 6
11 △ 105△ ▲ 28

那須岳

1

90

18

93

19

6

▲

7

▲ 16

▲ 32

塔のヘつり カルデラ群

99

20

二岐山

104

21

105

22

109

23

116

24

116

25

116

26

117

27

118

28

120

29

122

30

なんたい・にょほう

△ 2

△

17

ふたまたやま△ 419 ▲ 1888

とうのへつり

4

△ 7

3 ▲

△

なすだけ

3

20

5△

26

塩原カ ルデラ

△ 25
△ 17
△ 12

No.

しおばら

▲

24

高原山

敷地から の距離(km)

原子力科学研究所

8

男体・女峰火山群
あいづぬのびきやま

会津布引山
ねなくさやま

根名草山

10
11
12
13

日光白根山
すかいさん

皇海山
すずがたけ

錫ヶ岳
ひわだ

桧和田カルデラ
きぬぬま

鬼怒沼

はかせやま
博士山
ひうちがたけ燧ケ岳
あやめだいらアヤメ平
あだたらやま安達太良山
ささもりやま笹森山
ばんだいさん

磐梯山
じょうしゅうほたかやま

上州武尊山
ねこまがたけ猫魔ヶ岳

敷地から の距離(km)
127
130
131
133
134
135
137
137

すなごはら

にっこうしらねさん

9

第四紀火山

砂子原カルデラならまた奈良俣カルデラ
ぬまざわ

沼沢
こもちやま

子持山
あづまやま

吾妻山

137
142

143
144
148

しろうだけ

14

四郎岳

おのこやま

小野子山

150

ぬまのかみやま凡例▲ 施設に影響を及ぼし 得る火山 (13火山)△ 将来の活動可能性のない火山 (19火山)

15

沼上山

124

31

あかぎさん

16

中野ほか(2013)に基づき作成

赤城山

127

32

あさくさだけ

浅草岳
はるなさん

榛名山

156
157

74

火山に対する安全対策の考え方（2/2）• 敷地周辺の地層観察においてテフラが確認されていることから、施設に影響を及ぼし得る火山事象の対象とする。
• 敷地周辺で確認されている最も厚いテフラとしては、4.5万年前の赤城鹿沼テフラ（Ag-KP）が報告されており、「新編火山灰アトラス」（町田・新井（2011））によれば、その層厚は10～40cmとされている。

【グレーデッドアプローチの適用】• 有史以降の記録として残されている火山活動（気象庁編（2013）に基づき抽出 ）による降下火砕物については、気象庁 火山噴火予知連絡会（1983）、内閣府 中央防災会議（2006,2011）、安井・小屋口（1998）によれば、敷地及びその周辺において確認されなかったか、若しくは確認された降灰量は極微量であったとされている。
• 「新編火山灰アトラス」（町田・新井（2011））の中部・関東地方の完新世主要テフラの等層厚線図によれば、完新世の火山活動による降下火砕物の層厚について極微量とされている。

原子力科学
研究所

原子力科学
研究所

敷地周辺で確認される主要な降下火砕物の分布（町田・新井（2011）に加筆）

中部・関東地方の完新世の主要な降下火砕物の分布（町田・新井（2011）に加筆）

75

設計基準事故の事象選定に係る評価条件
アスファルト固化装置における混練物からの火災（例）

◆評価条件
放出源

ドラム詰室内のアスファルト固化体（50㎜厚のコンクリート内張り200ℓドラム缶）2本（ドラム詰室に装填できる最大本数）

核種

評価対象核種及び放射能放出源の放射能（200ℓドラム缶2本）

計算方法

Co-60
Ru-106
Sb-125
Cs-134
Cs-137

アスファルト固化体（200ℓドラム缶1本当たり）の表面線量当 Co-60
量率が2mSv/hとなる放射能を、QAD-CGGP2Rを用いて計 Ru-106
Sb-125算。存在比は過去5年間（平成18年度～平成22年度）の濃 Cs-134
縮廃液の測定結果の実績
Cs-137：9.8×106Bq：1.3×107Bq：1.2×107Bq：1.2×109Bq：4.0×109Bq

C-14
Sr-90

上記で求めたCs-137の量に、Cs-137に対するC-14及びSr- C-14
90の上記5年間の濃縮廃液の測定結果から求めた存在比 Sr-90を乗じて算出

：3.0×109Bq：2.2×109Bq

全ｱﾙﾌｧ（Pu-239）

上記7核種（ベータ線・ガンマ線を放出する放射性物質）の Pu-239
合計量の1/10：1.0×109Bq

空気中への移行割合*1

C-14 ：1

建家による
低減効果等

建家の排気設備による放射性物質の捕集効率及び排気筒による拡散は考慮しない（地上放出）
Co-60,Sr-90,Ru-106,Sb-125,Cs-134,Cs-137及びPu-239については、建家による放出低減係数として0.1を考慮 *2

Co-60, Ru-106：0.3

Sr-90,Pu-239 ：0.1

Sb-125：0.2

Cs-134,Cs-137 ：0.5

*1 須藤俊幸他「放射性物質の放出量並びに作業者及び公衆の被ばく線量の評価－アスファ ルト固化処理施設火災爆発事故原因調査究明・再発防止に関する報告」PNC TN8410 98-048（1998）*2 E. M. Flew et al 「Assessment of the Potential Release of Radioactivity from Installations at AERE, Harwell. Implications for Emergency Planning.」Handling of Radiation Accidents (1969)76放射性廃棄物処理場の設計方針（1/2）
項 目

設計方針

放射性廃物の廃棄施設⚫ 周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が線量告示に規定する濃度限度以下となるような能力を 有する ことはもとよ り、周辺公衆の被ばく線量を 合理的に達成できる限り低くするよ うに設計し、管理する。
⚫ 周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度が線量告示に規定する濃度限度以下となる
よ うな能力を 有する ことはもとよ り、周辺公衆の被ばく線量を 合理的に達成できる限り低くするよ うに
設計し、管理する。
⚫ 固体廃棄物の廃棄施設は、廃棄物の圧縮、焼却等の処理過程において放射性物質が散逸し難い設計とする。

保管廃棄施設⚫ 放射性廃棄物が漏えいし難く、かつ汚染が広がらない設計とする。

監視設備⚫ 必要に応じ排気ダストモニタを 設け、排気中の放射性物質の濃度を連続的に測定・監視する。
⚫ 放射性物質の濃度及び放射線量を 測定・監視する とともに、管理上必要な情報を 放射線モニタ監視盤が設置されている制御室等に表示する。

運転時の異常な過渡変化
及び設計基準事故時の拡大防止⚫ 「 水冷却型試験用原子炉施設の安全評価に関する 審査指針」 及び「 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」等に基づき実施し、要件を 満足する設計とする。

溢水による損傷の防止⚫ 放射性廃棄物の廃棄施設は、施設内で溢水が発生した場合においても、放射性物質の閉じ込め機能を維持することができるようにする。

通信連絡設備⚫ 異常が発生した場合において必要な指示ができるように、電話、放送設備、ページング設備等を 設ける。
⚫ 施設内の事故現場指揮所と原子力科学研究所内の現地対策本部との間で相互に連絡ができるよう、多様性を確保した通信連絡設備を設ける。

安全避難通路⚫ 容易に識別できる避難通路及び避難口を設ける。
⚫ 照明用の電源が喪失した場合において も機能を損なわない避難用の照明及び異常が発生した場合に用いる照明を設ける。

77

放射性廃棄物処理場の設計方針（2/2）
項 目

設計方針

誤操作の防止⚫ 放射性廃棄物の廃棄施設は、誤操作を 防止するために、操作器具、計器及び警報装置には名称等を表示する。また、操作器具、弁等は、操作性に留意した設計とする。
⚫ 安全施設は、有意な可能性を もって同時に もたらされる 環境条件を 想定して も、運転員が容易に運転できるよう設計する。
⚫ 発生頻度は低いが、発生した場合には多量の放射性物質の放出につながるおそれのある 事故の発生後、運転員の操作を期待しなくても必要な安全機能が確保できる設計とする。

工場等周辺における直接ガンマ線からの防護⚫ 原科研内の他の原子炉施設からの線量も含め、人の居住の可能性のある敷地境界外において、空気カーマが年間50μＧｙ以下になるように設計する。

放射線からの放射線業務従事者の防護⚫ 放射線業務従事者が業務に従事する 場所における 放射線量を 低減できるよ うにする とともに 、事故時において迅速な対応をするために必要な操作ができるように設計する。
⚫ 管理区域における人員及び物品の出入管理のため、管理区域の出入口に汚染検査室を 設け、洗浄設備及び更衣設備、汚染の検査のための放射線測定器及び汚染の除去に必要な器材を備える。
⚫ 放射線管理に必要な各種サーベ イメータ、空間線量率を 測定・監視するガンマ線エ リアモニタ及び空
気中の放射性物質の濃度を 測定・監視する室内ダストモニタのうち 必要なものを 備える。
⚫ 放射線管理上必要な情報は、制御室等に表示する。

78

放射性廃棄物処理場における放射性廃棄物の保管状況
保 管 余 裕 量
令和2年9月30日現在

単位：（本／２００Lドラム缶相当）

保管廃棄施設名称

保管能力

保管本数

保管余裕量

保管廃棄施設・Ｌ

54,70049,6675,033

保管廃棄施設・Ｍ－１

3,950

3,445

505

保管廃棄施設・Ｍ－２

700

611

89

解体分別保管棟

22,00021,93565

廃棄物保管棟・Ⅰ

18,00017,764236

廃棄物保管棟・Ⅱ

23,00022,9991

保管廃棄施設・ＮＬ

17,00014,203

2,797

合計

139,350

130,624

5,692

3,034

8,726

79

保管廃棄施設・Ｌに保管しているドラム缶の健全性確認⚫ 保管廃棄施設・Ｌには、長期に亘ってドラム缶を保管しており、保安規定等に基づく点検で安全に管理を実施⚫ 今後、さらに安全管理を徹底するため、ピットからドラム缶を取出して外観確認を行い、錆びの状況に応じて、ドラム缶の補修、角型容器への詰替えを行うことで、ドラム缶の健全性を維持する計画⚫ ドラム缶内に湿潤な状態の廃棄物を含む可能性や保管期間を考慮し、健全性確認の優先度を区分。優先度区分Ａ及びＢの全28ピット（約36,000本）を対象に、2019年度から2023年度までの５年間で健全性確認を完遂させる計画
Ｎ【優先度区分】区分保管しているドラム缶の状況

ピット数

A

湿潤な状態の廃棄物を含む可能性のあるドラム缶*を保管しているピット（健全性確認も未実施）

１７(約20,000本)

B

湿潤な状態の廃棄物を含む可能性はないが、これまで
健全性確認を実施していないピット

１１(約16,000本)

排水貯留ポンド

排水貯留ポンド

保管廃棄施設・Ｌ（No.1～No.53）

：管理区域

：管理区域

：フェンス

保管廃棄施設・Ｌ（No.1～No.53）

過去(1987年度～1991年度)に健全性確認を実施し、オーバーパックしたドラム缶を保管しているピット

C

１９(約10,000本)：管理区域※ 白抜きのピットは、ドラム缶を保管していないピット（L-01は空、他のピットは角型鋼製容器、大型機器等を保管）* 放射線安全取扱手引を改正し、含水布紙等の廃棄物について脱水するよう規定する前に保管廃棄したもの（手引改正：1978.3.31）【健全性確認のスケジュール】【優先度区分Aのピットの健全性確認の流れ】

年度

保管体取出装置 (上屋)

保
（管
ピ
ッ廃
ト棄
）施
設

開
軽微なさび
封
健 全

湿
の潤
有な
無状
の態
確の
廃
認棄
物

廃湿
棄潤
物な
の状
除態
去の

補修

角型容器

ピ保
※ ッ
管
ドラム缶 ト 廃、棄
倉施※ 庫設
ドラム缶 式

)

ド
ラ
ム
缶
の
点
検

詰替え又は
ドラム缶ご
と新しい容
器に収納

2019(実績)

2020(実績)

2021

2022

2023

（年間３ピット）（年間３ピット）（年間３ピット）（年間４ピット）（年間４ピット）

試運用

計画通り作業中
L-20 済( 923本)(1,688本)( 835本)L-32 (896本)
L-30 (808本)
L-28 (875本)

L-27 (849本)
L-26 (908本)
L-25 (904本)
L-24 (904本)

L-40 (4,092本)
L-39 (1,135本)
L-37 (1,130本)
L-36 (774本)（年間２ピット）（年間２ピット）（年間３ピット）

L-47 (4,114本)
L-42 ( 891本)

L-41 (1,130本)
L-50 (3,740本)

L-48 (1,134本)
L-49 ( 285本)
L-53 (
88本)

優先度区分A 17ピット

L-22 済(937本)
L-21 済(931本)
L-19 済(888本)

(

著しいさび
ド
ラ
ム
缶
取
出
し

項目

解体分別保管棟又は減容処理棟

養生又は
運搬容器
へ収納

保管廃棄施設・Lの平面図
保管廃棄施設・Ｌの平面図

：フェンス

L-34
L-33

健全性確認
優先度区分B 11ピット（年間２ピット）（年間２ピット）

試運用

計画通り作業中

L-38 済(1,130本)
L-43 済(1,110本)

L-46 済(1,114本)
L-51 (1,006本)※ ○本は容器の個数※ドラム缶は倉庫式のみ

80