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

殿

住所

茨城県那珂郡東海村大字舟石川 765 番地 1

名称

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

代表者の氏名

理事長

児玉

敏雄

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第 3 報）の一部補正

標記の件について、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律
第 62 条の 3 に基づき、平成 29 年 9 月 29 日付け 29 原機（大福材）010 をもって報告した「大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第 3 報）」について、別紙のとおり補正いたします。

別紙：原子力施設故障等報告書

以上別紙
原子力施設故障等報告書
平成 29 年 12 月 27 日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
件

名

事象発生の日時
事象発生の場所
事象発生の原子力施設名称

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第 3 報補正）
発生日時

平成 29 年 6 月 6 日（火）11 時 15 分頃

判断日時

平成 29 年 6 月 7 日（水）13 時 00 分

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

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

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

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

推定した。
・半面マスクは、顔面等に付着した放射性物質の接顔部からマスク内部への侵入を防ぐ性能は有していない。このため、破裂時の密着性低下、会話／発汗等による密着性の低下により、顔面等に付着した
Pu 等の放射性物質が接顔部からマスク内へ入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い。
・脱装時の半面マスクの交換等において、拭き取り等の処置をせずに顔面等が汚染した状態のままで半面マスクを取り換えるなど、放射性物質の摂取を防止するための対応が十分ではなかったため、頭部及び顔面に付着していた Pu 等の放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
本事故が発生した直接的な原因については、当時の状況を調査するとともに、汚染と被ばくに至った原因分析を行った。具体的には、「樹
脂製の袋の破裂の主な原因は、Pu からのα線と「混入有機物（エポキ
シ樹脂）」によるものであること」及び放射性物質の摂取に至った推定原因は、「顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部から入り込
み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い」ことのほか、関係者への聞き取り調査の結果を踏まえ、5 項目の問題となる事象を抽出した。

iii

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

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

初代プルトニウム技術開発室長は、貯蔵容器に貯蔵した核燃料物
質の状態の記録についてルール化

し引き継ぎする必要があったが、計量管理の核燃料物質移動票（燃料研究棟内移動票を含む。）
で核燃料物質の管理ができることから貯蔵容器に貯蔵した核燃料
物質及びその状態の記録を残すことをルール化していなかった。
②

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

③

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

④

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

⑤

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

iv

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

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

(3)

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

v

⑦

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

⑧

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

(4)

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

作業員 E は、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がした際に、作業を一旦停止して、

vi

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

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

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

⑪

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

⑫

福島燃料材料試験部長は、緊急時にグリーンハウスを設営して作業員を退室させる場合はグリーンハウスをなるべく短時間で設置する必要があったが、燃料研究棟でグリーンハウスを設置するような事故を想定していなかったことから、資材調達や設営作業に手間取った。
作業員が事故で飛散した核燃料物質を吸入摂取した点について
は、(3)⑦のとおり計画段階において今後改善していく必要がある

vii

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

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

②

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

③

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

蔵の条件）に関する保安教育が実施されていることの確認が不十分であった。
④

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

⑤

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

⑥

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

⑦

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

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

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

⑨

原子力機構は、「安全優先」の考え方を基本として原子力施設のix

海外情報等施設の安全管理に有用な情報を入手し適宜発信するな
ど、組織的に調査検討をする必要があったが、当該情報を集約し発信する部署が明確になっていないなど、水平展開に関する要領
で海外情報等から得られた知見を情報共有する仕組みを明確にしていなかった。
(3)「燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。」について
次の組織的な要因が挙げられるとともに、核燃料物質の管理情報に関する上記(1)の背後にある組織的な要因（①～⑦）が関連する。
⑩

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

⑪

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

⑫

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

⑬

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

⑭

福島燃料試験部は、情報提供された他の施設からの有益な情報について、内容を確認し問い合わせる等して施設管理に反映する必要があったが、他拠点の面談情報及び今後の面談における注意事

x項であったことから内容を確認していないなど、安全に関する重要な情報について情報を提供する部署とコミュニケーションが不足していた。
⑮

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

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

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

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

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

xi

⑱

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

（別添参照）
安全装置の種類
及び動作状況

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

放射能の影響

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

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

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

他に及ぼした被害なし
平成 29 年 9 月 8 日に燃料研究棟において作業員の特殊作業衣等の汚染事象が発生し、その応急処置を実施した上で不適合管理を実施した。これを受けて 108 号室の作業を中止し、作業手順等の緊急点検を復旧の日時実施した。また、101 号室の汚染事象の不適合管理により抽出された改善点を反映して作業計画書を改訂し、作業員の教育を実施した。これらにより作業の安全対策の強化を図り、108 号室の汚染検査・除染作業を再開して、108 号室の除染作業、汚染検査を完了し、平成 29 年
10 月 16 日に立入制限区域を解除した。

xii

（別添参照）[直接的な原因に対する対策]
汚染及び被ばくに至った 12 項目の直接的な原因に対し、(1)汚染の発生防止、(2)被ばくの発生防止の 2 つの側面から、以下に掲げる事
項の再発防止対策を講ずる。また、今回の事故で顕在化した除染用設
備及び身体汚染検査の管理に関する問題についても対策を講ずる。
(1) 汚染の発生防止について（問題となる事象(1)～(4)）①

原因①の対策

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

再発防止対策②

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

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

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

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

原因③の対策
燃料試験課は、関係者と協議し核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、物理・化学性状情報、臨界管理
情報等、同梱物の性状、使用履歴等）を明確にし、それらの記録の管理について手順化し確実なものとする【原因①の対策と同じ。】。

xiii

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

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する【原因②の対策と同じ。】。
(b)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

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

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

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

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

Pu、Am 等α線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器

等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c)

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

xiv

⑥

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

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

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



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

⑧

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

核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類へ反映する【原因⑥の対策と同じ。
】。
⑨

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

xv

(2) 被ばくの防止について（問題となる事象(5)）①

原因⑩及び⑪の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業

要領 №6「燃料研究棟における放射線安全チェックリストの運用」を改正し、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。
安全管理部は、以下の被ばく防止のための応急的な措置に関する対策を講ずるとともに、事故時の対応（関与）を明確にするため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。


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

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



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

②

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

管理区域内のある程度の汚染拡大は許容し、身体汚染の飛散を抑制する措置（養生シートで身体を覆う等）を講じた上で作業員を発災場所から退出させることを含め、判断や対応に
迷いや遅れが生じないよう、退出基準（例えば、室内の広範囲に汚染が拡大していること、顔面近傍に身体汚染があるこxvi

と等）や汚染拡大の影響を最小限にとどめる方策（例えば、身体を覆う養生シート、簡易テント等の事前準備）を定める。
この方策には、作業の特殊性や取扱対象物の危険性から事故時の影響が大きいと予想される場合、又は、発災現場から退出すると汚染が管理区域外に拡大するおそれがある場合には、あらかじめ事故時退出用のグリーンハウスを作業場所の外側に設置しておくことも勘案する。


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

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

組織的な要因①の対策
燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟

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

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

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

組織的な要因③の対策

xvii

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

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

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

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

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

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

本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する【組織的な要因

xviii

①の対策と同じ。】。
⑧

組織的な要因⑧の対策
福島燃料材料試験部は、安全・核セキュリティ統括部と連携し、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」の改正を行い、予防処置の観点から他の施設から得られた知見を保安活動に反映するため、国内外の施設の安全管理に関する関連情報を入手する仕組みを充実するとともに、適宜施設の管理の改善に努める。
大洗研究開発センターは、安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理に有用な情報等を関連する部署に情報共有する仕組みを充実
するとともに、適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築する。
⑨

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

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

組織的な要因⑪の対策
燃料試験課は、3H 作業に対する作業手順（ホールドポイントを含む。）を作成するため、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟

本体施

設・特定施設共通作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成
手順を明確にする。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
⑫

組織的な要因⑫の対策

xix

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

組織的な要因⑬の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、保安活動に関する課
員からの情報を意識して確認するなど、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行することを記載する。
⑭

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

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

組織的な要因⑯の対策
大洗研究開発センター所長及び福島燃料材料試験部長は、施設管理が適切にできるよう管理スパンを考慮するなど、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築する。
⑰

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

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

対策に関連。
】。
⑱

組織的な要因⑱の対策
大洗研究開発センターは、広範な身体除染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施について原子力防災訓練中期計画に定めるとともに、各部署の事故対策要領等に必要な資機材の整備を含め緊急時対応の手順を定める。
また、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法
等を明確にし、放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアルを改正する。
[事故発生後に顕在化した問題の改善について]①

除染用設備の管理除染用シャワーについて、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験

部事故対策要領」及び「放射線安全取扱手引」に基づき定期的に点検を行っていた。しかし、今回の事故対応において身体除染の際に除染用シャワーに不具合があり、別建家からホースで洗浄水を引き込むな
ど、除染用シャワーが必要なときに使えなかったことから、管理区域の放射線管理における洗浄設備の管理に問題があった。
これに対する直接的な要因と対策は次のとおりである。
・直接的な要因：燃料試験課担当者は、手洗いの出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。
・対策：燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、燃料研
究棟本体施設・特定施設共通作業要領に、除染用設備の点検内容等を定めた No31「管理区域内共通設備・資材の点検要領」を追加する改正を行う。
②

身体汚染検査の管理
作業員の身体除染後、燃料研究棟の管理区域から退出する際には、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に基づき身体汚染検査を行い検出下限値未満であると判断されているが、結果として身体汚染が残留していたことが問題であった。
これに対する直接的な要因と対策は次のとおりである。
・直接的な要因：放射線管理第 2 課員は、除染用シャワーにより身xxi

体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけて α 線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。
・対策：安全管理部は、身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、放射線管理マニュアル（北地区）を改正し、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を定める。
また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
①

除染用設備の管理に関する組織的な要因及び対策
・組織的な要因：燃料試験課は緊急時対応設備が故障した場合ある
いは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討
しているなど、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。
・対策：燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要
領に文書を追加し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。

②

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

・対策： 安全管理部（放射線管理第 2 課）は、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアルを改正する。
なお、この対策は組織的な要因⑱の対策と同じである。
[直接的な原因及び対策の整理](1) 今回の事故における直接的な原因（12 項目）及びその他顕在化xxii

した除染用設備と身体汚染検査の問題の原因（2 項目）と合わせて、合計 14 項目の原因が保安要求に対して十分でなかった。それぞれ対策を講ずる必要があるが、今回の事故の原因として最も深刻と考えられる原因は、以下の貯蔵時とその後の点検時の 2 点である。
①

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

②

平成 8 年、ポリ容器の破損や樹脂製の袋の膨張を確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への変更や点検などの改善及びこれらの情報が継承されなかった。
このため、以下の対策を早急に講ずることとする。


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



核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、使用履歴等）を手順に明確にし、それらの記録の長期にわたる管理を確実なものとする（原因③の対策）。



核燃料物質を安定して保管するために、核燃料物質の貯蔵及び管理に関する基本的な基準を策定する（原因④及び⑤の対
策）。

(2)

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

貯蔵容器の点検等の計画段階において、貯蔵容器の内容物に関する情報を調査したものの、核燃料物質は安定化した状態で保管されていると思い込み、作業場所としてフードを選定するとともに、汚染のリスクを防止する詳細な作業計画書を作成していなかった。

②

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

xxiii



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



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

[組織的な要因及び対策の整理]抽出した 18 項目の組織的な要因について JOFL の分類を用いて、以下の 8 項目に再整理した。
(1) 業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない【組織的な要因⑤】(2) 施設保安に係る体制が一体化していない【組織的な要因⑥】(3) 核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない【組織的な要因①、②、⑦】(4) 核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない【組織的な要因③】(5) 国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない【組織的な要因⑧、⑨、⑭、⑮】(6) 作業手順等のルール化する仕組みが十分でない【組織的な要因④、⑪、⑫、⑱、⑲】(7) 潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた【組織的な要因⑩（⑦）
、⑬】(8) 自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった【組織的な要因⑯、⑰】
また、この 8 項目の組織的な要因を踏まえ、今回の事故の根本的な原因を特定するため以下の 3 項目に分類した。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
⇒組織的な要因(1)から組織的な要因(3)が該当する。
品質マネジメントシステムの「業務の実施に関するプロセスの妥当性確認」をするための仕組みを構築する。また、燃料研究棟のように廃止措置に向けて一体となった安全管理を行うため、施設保安に係る体制を見直しするなど、より確実に安全を確保できる体制に充実を図る。

xxiv

(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でなかった。
⇒組織的な要因(4)及び組織的な要因(5)が該当する。
国際的基準や他施設の知見を踏まえ、核燃料物質の貯蔵に関する管理情報（技術基準）を速やかに整備するとともに、定期的な点検の実施や整備された管理情報等が有効に利用できるような仕組みを構築する。
(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でなかった。
⇒組織的な要因(6)から組織的な要因(8)が該当する。
安全確保に対する慎重さを向上させるため、安全（異常兆候）に対する感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行う。改めて、機構の安全方針に掲げている「安全確保を最優先とする原点に立ち返り、潜在する問題を洗い直し、改善活動を展開
し、一人ひとりが自分の役割と責任を自覚して行動しなければならない。」ことを現場で実践していく。
[根本的な原因の特定及び対策]
上記(1)、(2)及び(3)が十分でなかった要因を更に深く掘り下げると根本的な原因には、「核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組が十分でなかった：(a)保安活動を改善する
取組が十分でなかった。」こと及び「現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が十分ではなく、定常作業として Pu 汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったことなど、誤った判断を避ける取組が十分でない：(b)潜在的リスクに対して慎重さが十分でなかった。」ことが挙げられる。
そして、(a)及び(b)が十分でなかったのは、すなわち「長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリスク及び緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行うことが十分でない： (c)上級管理者の関与が十分でなかった。」ことが根本的な原因として挙げられる。
これらの根本的な原因について、以下のような対策を講ずる。
(a) 保安活動を改善する取組が十分でない。
・ 管理者は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の取り扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事
故・トラブルに備え緊急時対応にかかる作業手順等によって明xxv

確になっているかなど、レビューを確実に行う。
・ 部長は、複数の組織で共通する不適合や気づき事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組みを構築する（部レベルの是正措置プログラム（CAP）の実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。
(b) 潜在的リスクに対して慎重さが十分でない。
・ 管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・ 管理者は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解した上で事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。
(c) 上級管理者の関与が十分でない。
・

上級管理者（所長、部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、管理者に必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。

原子力機構は、本事故の再発防止対策を踏まえ、以下の水平展開を実施し、原子力機構全体で安全確保の維持・向上を図る。
・核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
・広範な身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
・緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施（別添参照）xxvi

別添

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染について（第 3 報補正）

平成２９年

９月

提出

平成２９年１２月

補正

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

目

次

1.

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

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

3.

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

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

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

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

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

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

6.

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

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

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

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

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

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

8.3

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

8.4 事故の再発防止対策·············································· 35
8.5 原因及び対策の整理·············································· 43
9.

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

10.

まとめ ························································· 47

図表

図 4.1.1

大洗研究開発センター施設配置図 ·························· 51

図 4.1.2

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の構造と内容物 ·········· 52

図 4.1.3

燃料研究棟における保安活動（核燃料物質の取扱関係）に係る主要な規定類 ····· 53

図 4.1.4

改善作業及び事故対応における作業手順の流れ ·············· 54

図 4.1.5

事故発生時の作業員と同等の防護具を装着した状態 ·········· 56

図 4.2.1

燃料研究棟平面図 ········································ 57

図 4.2.2

フード（H-1）概略図 ····································· 58

図 4.2.3

108 号室における事故発生時の作業員 5 名の位置関係 ········· 59

図 4.2.4

グリーンハウス ·········································· 60

図 4.2.5

目張り箇所 ·············································· 61

図 4.2.6

モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド（H29 年 6 月 4 日～6 月 10 日） ···· 62

図 4.2.7

燃料研究棟の排気ダストモニタ指示値のトレンド（H29 年 6 月 5 日～6 月 14 日） ···· 63

図 4.2.8

燃料研究棟の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）指示値のトレンド（H29 年 6 月 5 日～6 月 14 日） ···· 63

図 4.2.9

表面密度測定結果 ········································ 64

図 4.2.10

線量当量率測定記録 ······································ 64

図 4.2.11

燃料研究棟の放射線管理モニタの配置図 ···················· 65

図 4.2.12

燃料研究棟の排気ダストモニタ及び室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の系統図 ······ 66

図 4.2.13 燃料研究棟の排気系統図 ·································· 67
図 4.2.14 事故発生後のフード（H-1）周辺 ··························· 68
図 4.2.15

TV カメラによる貯蔵容器の監視 ···························· 69

図 5.1

モニタリングポスト（P-2）指示値のトレンド（H29 年 6 月 6 日～10 月 31 日） ····· 70

図 5.2

燃料研究棟の排気ダストモニタ指示値のトレンド（H29 年 6 月 14 日～10 月 31 日） ···· 71

図 5.3

燃料研究棟の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）
指示値のトレンド（H29 年 6 月 14 日～10 月 31 日） ···· 71

図 6.1.1

燃料研究棟汚染事故対応工程表(9 月 29 日現在) ·············· 72

図 6.2.1

アクセスルート床の表面密度測定結果及び粒子回収前後の写真 ······ 73

図 6.2.2

蓋の固定及び転倒防止治具を取り付けた貯蔵容器 ············ 74

図 6.2.3

汚染管理強化概要図 ······································ 75

図 6.2.4

グローブボックス（123-D）搬入後の貯蔵容器 ··············· 76

図 6.2.5

汚染管理の強化を図った更新後のグリーンハウス ············ 77

図 6.2.6

フード（H-1）内表面の除染結果 ··························· 78

図 6.2.7

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

図 6.2.8

108 号室床面の表面密度分布（除染前） ····················· 80

図 6.2.9

108 号室の空気流線測定結果 ······························· 81

図 6.2.10 108 号室床面の表面密度分布（除染後） ····················· 82
図 6.2.11 108 号室床面の汚染固定及び除染後の養生の状況 ············· 83
図 6.2.12 A 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 84
図 6.2.13 B 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 85
図 6.2.14 L 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 86
図 6.2.15 R 壁面の除染前後における表面密度分布 ····················· 87
図 6.2.16 L 壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真 ······· 88
図 6.2.17 R 壁面備品の除染前後における表面密度と汚染固定写真 ······· 89
図 6.2.18 天井面の除染前後における表面密度分布 ···················· 90

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

貯蔵容器内容物を取り出した際の外観写真 ·················· 94

図 6.4.2

核燃料物質の梱包更新時の収納状態想定図 ·················· 95

図 6.4.3

樹脂製の袋の破裂後貯蔵容器上部状態 ······················ 96

図 6.4.4

フード手前における床養生シート上の飛散物の外観 ·········· 97

図 6.5.1

108 号室スミヤろ紙及び室内 Pu ダストモニタ No.2 フィルタの空気力学的放射能中央径（AMAD）分布評価結果 ······ 98

図 6.5.2

半面マスクの構造 ········································ 99

図 7.1.1

樹脂製の袋の破裂要因に係るフォルトツリー図 ············· 100

図 7.1.2

樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオ ····················· 101

図 7.1.3

樹脂製の袋における内圧の経時変化の計算結果 ············· 102

図 7.2.1

被ばく経路の推定に係る要因分析図 ······················· 103

図 7.2.2

作業員の事故発生時の位置及び事故発生後の行動範囲 ······· 104

図 8.2.1 直接的な原因分析及び組織的な要因分析並びに分析結果等の評価にかかる実施体制 ····· 105
図 8.4.1

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表 ············ 106

表 4.2.1

鼻腔内汚染検査結果 ····································· 114

表 4.2.2

核燃料サイクル工学研究所における肺モニタ測定結果（平成 29 年 6 月 6 日） ·· 114

表 4.2.3

事故発生場所に係る時系列 ······························· 115

表 6.2.1

現場復旧の実績 ········································· 120

表 6.3.1

作業員の外部被ばくによる実効線量 ······················· 121

表 6.3.2

作業員の内部被ばくによる実効線量（預託実効線量） ······· 121

表 6.4.1

当該貯蔵容器内のプルトニウムの 5 種類の同位体組成 ······· 122

表 6.4.2

平成 8 年 5 月から平成 9 年 2 月までに実施した貯蔵容器内の点検結果 ···· 122

表 6.6.1

フード（H-1）内面の表面密度測定結果 ···················· 123

表 6.6.2

ダストフィルタのα線測定結果 ··························· 123

表 6.6.3

核燃料物質及び 241Am の飛散量の評価結果··················· 123

表 7.1.1

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象の影響度評価 ············· 124

表 7.2.1

放射性物質の摂取に至った原因となる可能性のある要因事象·· 126

表 8.4.1

燃料研究棟の汚染事故に関する原因及び対策の整理表 ······· 127

添付添付 4.1.1 燃料研究棟（PFRF）の概要 ······························ 131
添付 4.1.2

今回のフードでの点検作業の位置付けについて ············ 132

添付 4.1.3

プルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の点検等作業の状況 ···· 163

添付 4.2.1

退院後の作業員聞き取り概要 ···························· 164

添付 4.2.2

現場から回収したデジタルカメラ画像について ············ 166

添付 4.2.3

鼻腔内汚染検査に用いた測定器及び測定結果について ······ 170

添付 4.2.4

事故発生後の作業員に対する除染作業の概要 ·············· 171

添付 5.1

燃料研究棟における汚染に伴う環境モニタリング結果 ······ 172

添付 6.2.1

燃料研究棟における排気系統の運転について ·············· 174

添付 6.2.2

燃料研究棟における作業員の特殊作業衣等の汚染について··· 175

添付 6.2.3 108 号室の汚染検査・除染作業に係る安全対策の強化について ······ 181
添付 6.3.1 外部被ばく線量（実効線量及び皮膚の等価線量）の評価について ······ 183
添付 6.3.2

作業員の内部被ばくによる実効線量の算定 ················ 188

添付 6.3.3 内部被ばく線量評価におけるキレート剤の効果の取扱いについて ······ 191
添付 6.3.4

事故発生直後の肺モニタによる測定の経緯について ········ 192

添付 6.3.5

肺モニタ測定値と体表面汚染との関係の評価 ·············· 195

添付 6.3.6

体表面汚染の原因について ······························ 199

添付 6.3.7

体表面汚染検査における水分の影響について ·············· 203

添付 6.4.1

計量管理帳簿による貯蔵容器内容物の調査結果概要 ········ 204

添付 6.4.2 燃料研究棟の月報、技術レポート、点検記録に基づく
貯蔵容器内容物の調査結果概要 ······ 206

添付 6.4.3 燃料研究棟の関係者（退職者含む。
）への聞き取りによる
貯蔵容器内容物の調査結果概要 ······ 210
添付 6.4.4 当該貯蔵容器内の 5 種類のプルトニウムの混在比と平均同位体組成の推定 ······ 212
添付 6.4.5

当該貯蔵容器内容物及び飛散物の観察結果 ················ 214

添付 6.4.6

当該貯蔵容器内容物及び飛散物の分析結果 ················ 222

添付 6.4.7 貯蔵容器の蓋開封時の状況に関する作業員への聞き取り調査概要 ······ 232
添付 6.5.1

スミヤろ紙・フィルタの測定・評価結果 ·················· 234

添付 6.5.2 室内 Pu ダストモニタ No.2 の指示値及びフィルタ測定結果の検討 ······ 243
添付 6.5.3

半面マスクの測定・分析結果 ···························· 244

添付 6.5.4

半面マスクの防護性能の調査について ···················· 266

添付 7.1.1

樹脂製の袋の破裂に係る基本事象ごとの評価内容詳細 ······ 270

添付 7.1.2

γ線照射による樹脂製の袋の吸収線量評価 ················ 311

添付 7.1.3

樹脂製の袋の強度評価 ·································· 313

添付 7.1.4

樹脂製の袋の内圧計算 ·································· 333

添付 7.2.1

放射性物質の摂取に至った原因の推定 ···················· 342

添付 8.1.1

事故の発生に影響したと推定される事項の事実関係 ········ 345

添付 9.1

理事長指示 ············································ 356

添付 9.2

核燃料物質の貯蔵、取扱作業等に関する総点検の結果について ······ 357

添付 9.3

核燃料物質の取扱いに関する管理基準について ············ 359

添付 9.4

広範な身体汚染が発生した場合の措置に関するガイドラインの策定と拠点要領への反映について ············· 360

添付 9.5

大洗研究開発センターにおけるグリーンハウスの設置及び身体除染訓練の実施結果 ·············· 361

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

大洗研究開発センター（北地区）

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

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

1

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

2

を設置するとともに、108 号室から建家外への非常口扉に外側から目張りを実施した。目張り箇所を図
4.2.5 に示す。モニタリングポスト及び燃料研究棟の排気ダストモニタの指示値は、本事故の発生の前後で変化はなかった。図 4.2.6 及び図 4.2.7 に燃料研究棟に至近のモニタリングポスト（P-2）及び燃料研究棟の排気ダストモニタにおける指示値のトレンドを示す。発生場所における空気中の放射性物質の濃度については、事故発生時の室内 Pu ダストモニタ No.2（108 号室）（以下「Pu ダストモニタ」という。）の指示値は通常の変動範囲内であった。平成 29 年 6 月 6 日 13 時 55 分、その指示値が約 5×10-8
Bq/cm3（1 週間平均濃度）2まで上昇したが、それ以降は上昇しなかった。この値は、法令に定める Pu239 の空気中濃度限度（7×10-7 Bq/cm3）を一桁下回るものである。その後、Pu ダストモニタの集塵用フィルタを交換した結果、指示値が通常の変動範囲内まで低下したことを確認した。これ以降、指示値は通常の変動範囲内である。図 4.2.8 に Pu ダストモニタの指示値のトレンドを示す。作業員の 108 号室からグリーンハウスへの退室時における身体汚染検査結果（後述）から、平成 29 年 6 月 6 日 16 時 27 分に 108 号室を立入制限区域に設定した。
108 号室の表面密度については、平成 29 年 6 月 7 日に床面を測定した結果、最大 55 Bq/cm2（α線）、
3.1 Bq/cm2（β(γ)線）の汚染（図 4.2.9 参照）を 18 時 55 分に確認した。また、108 号室の線量当量
率は、最大で 2 µSv/h であった（図 4.2.10 参照）。108 号室へ出入りする管理区域内の廊下及び 108 号
室から建家外への非常口の外側については、汚染がないことを確認した。
燃料研究棟の放射線管理モニタの配置図を図 4.2.11 に、排気ダストモニタ及び Pu ダストモニタの系
統図を図 4.2.12 に示す。また、燃料研究棟の排気系統図を図 4.2.13 に示す。
事故発生後のフード（H-1）の写真（平成 29 年 6 月 7 日撮影）を図 4.2.14 に示す。フード（H-1）前床に貯蔵容器から飛散したと思われる粒子を確認した。事故発生後、当該貯蔵容器は蓋をのせ、スライド式ガラス窓を閉めたフード（H-1）内に置かれた状態にあった。当該貯蔵容器はフード（H-1）のガラ
ス窓を通して TV カメラで監視していた（図 4.2.15 参照）。
(3) 作業員の汚染・被ばくの状況
平成 29 年 6 月 6 日 14 時 30 分に作業員は 108 号室からグリーンハウスへの退室を開始した。退室時のグリーンハウス内における身体汚染検査の結果、5 名の特殊作業衣等に汚染（最大 322 Bq/cm2 以上（α線））を確認し、慎重に半面マスクを交換後、特殊作業衣等の脱装を実施した。作業員 5 名のうち 4
名に皮膚の汚染を、うち 3 名から鼻腔内の汚染（最大 24 Bq（α線）：表 4.2.1 及び添付 4.2.3 参照）を確認した。皮膚の汚染を伴う作業員は管理区域内にある除染用のシャワー室で除染を行った。除染は、中性洗剤、固形石鹸、液体石鹸、シャンプー、鼻洗浄キット等を用いて実施し、除染補助者による汚染検査の結果、汚染が検出された場合は除染補助者の協力を得て除染を繰り返し、汚染が検出されなくなった時点で、放管員の身体サーベイによる最終確認検査を受け、検出限界（0.013 Bq/cm2(α線)）以下
であることを確認して管理区域から退域した（添付 4.2.4 参照）。
シャワー室における除染に先立ち、シャワーが使用できることを確認した後に除染を開始したが、1人目の除染開始後、1〜2 分経過してシャワーの流量が減少した。このため、ホースにより燃料研究棟機械室から工業用水（ろ過水）をシャワー室に引き、水を用いた除染を再開した。2 人目は、シャワーの流量が回復したため、シャワーを用いて除染を行った。3 人目以降は、再びシャワーの流量が低下した
ため、ホースを用いて除染を行った。ホースの導入に際しては、管理区域境界の扉を開いた状態にした
2

放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成十二年科学技術庁告示第五号）第七条参照

3

が、シャワー室のある更衣室も燃料研究棟の排気系統に接続されており、当該扉を開放しても空気は管理区域内に流れる。管理区域境界の扉を開いた状態で空気が管理区域内に流れることは、従来から定期的に確認している。後日、ホース使用時の扉の状態を再現してスモークテスターにより風向を測定し、閉じ込め機能が維持されていたことを確認した（添付 4.2.4 参照）。
なお、シャワーについては、平成 29 年 6 月 29 日に減圧弁を交換し、適切に給水できる状態に復旧している。
作業員 5 名のうち 3 名が補助線量計であるポケット線量計を装着しており、その読み取り値は 2 µSv（作業員 B）、3 µSv（作業員 D）、60 µSv（作業員 E）であった。作業員 5 名を核燃料サイクル工学研究所へ搬送し、緊急に実施すべき医療処置（キレート剤：Ca-DTPA3の投与等）の判断に資するため肺モニタ測定を行った。その結果、Pu-239 と Am-241 について、最大でそれぞれ 2.2×104 Bq、2.2×102 Bq と評価された（表 4.2.2 参照）ため、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所（以下「量研放医研」という。）の支援を受け、体内に取り込まれた Pu 等の体外排泄を促進させる目的でキレート剤を投与した。平成 29 年 6 月 7 日、作業員 5 名を量研 放医研に搬送し、体表面の再除染、肺モニタ測定等を含む医療処置を受けさせた。
事故発生場所に係る時系列を表 4.2.3 に示す。
4.3 法令報告に係る通報の状況
作業員 5 名の核燃料サイクル工学研究所において実施した肺モニタの測定結果から、Pu-239 及び Am241 について、最大で 2.2×104 Bq 及び 2.2×102 Bq と評価されたことから、管理区域に立ち入る放射線業務従事者について計画外の被ばくがあったときの報告基準である 5 mSv を超え、又は超えるおそれがあること、また、作業員 5 名の汚染状況から、108 号室の床等の表面密度が保安規定に定める立入制
限区域指定基準（α核種：4 Bq/cm2）を超えるおそれがあることから、平成 29 年 6 月 7 日 13 時 00 分、
本事象を核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の 3 に基づく法令報告事象と判断し、13 時 27 分、原子力規制庁に報告した。
5．環境への影響
事故発生時、燃料研究棟の給排気系設備は運転を継続し、管理区域内の負圧を正常に維持しており、モニタリングポスト及び燃料研究棟の排気ダストモニタの指示値は通常の変動範囲内であった。よって、本事故発生時の環境への影響はなかった（図 4.2.6 及び図 4.2.7 参照）。
事故発生以降も継続して燃料研究棟の給排気系設備を運転しており、管理区域内の負圧を正常に維持し続けている。また、燃料研究棟の Pu ダストモニタ、排気ダストモニタ及び敷地境界のモニタリング
ポストの指示値は通常の変動範囲内であった（図 5.1、図 5.2、図 5.3 及び添付 5.1 参照）。以上のこと
から、施設外部への影響はない。

3

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

4

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

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

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

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

6

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

7

(4)

108 号室の床の汚染検査・除染

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

108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染

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

8

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

101 号室における作業員の特殊作業衣等の汚染を踏まえた安全対策の強化

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

反映して改訂を行うとともに、当該作業に従事する作業員に対して改訂した作業計画書に基づく教育を実施した。これらより、作業の安全対策の強化が図られたことから、9 月 19 日、108 号室の現場復旧作業を再開した（添付 6.2.3 参照）。
なお、燃料研究棟においては、108 号室に設定している立入制限区域を解除するまでの期間、点検等の安全確保に必須な作業を除いて 108 号室の現場復旧作業以外は停止し、108 号室の現場復旧作業の安全確保及び監視に集中した。
(7) 最終確認と立入制限区域の解除
フード（H-1）を含む 108 号室内の全域の除染作業終了後、室内を養生していたビニルシートを撤去
し、同室内を区分して、化学雑巾を用いた拭き取りにより、フード（H-1）、108 号室の床面、壁面、天井、グローブボックス等の設置機器、配管等の表面の最終的な汚染検査を 1 週間にわたって実施した。
この結果、108 号室全域の表面密度が検出限界未満であることを確認した。また、グリーンハウスの汚染検査・除染を実施して解体・撤去し、廊下のうち立入制限区域に指定されているエリアの床と壁面の最終的な汚染検査を実施して、108 号室と同様に表面密度が検出限界未満であることを確認し、現場の整理と後片付けを実施した。
上記の汚染検査の結果により、保安規定に定める立入制限区域指定の基準である「表面密度（α 核種）
が 4 Bq/cm2 を超え、又は超えるおそれがある場合」に該当しなくなったことから、平成 29 年 10 月 16日、保安規定に基づく立入制限区域を解除した。
(8) 立入制限区域解除後の 108 号室の管理
今回の事故により、108 号室内の全域が核燃料物質で汚染し、また、除染できなかった一部の固着性
汚染は固定されている。一方、原子力機構は、平成 25 年度に燃料研究棟の廃止の方針を決定して、平成
27 年度に燃料研究棟における研究開発を終了した。燃料研究棟では、実験済核燃料物質の安定化を実施中であり、廃止措置計画を進めている。これらの状況から、108 号室の設備を維持管理設備とし、同室への入室は設備機器の点検、放射線管理、汚染固定箇所の点検等の管理業務に制限する。
具体的には、以下に従って 108 号室を管理する。
① 核燃料物質使用変更許可申請を行い、核燃料物質の使用許可において、108 号室の設備を維持管理設備として核燃料物質の使用を制限する。
② 保安規定変更認可申請を行い、108 号室の管理について保安規定に定める。
③ 「108 号室の出入管理要領書」等の要領を定め、以下のとおり 108 号室の管理を行う。
・設備機器の外観目視点検等、汚染固定箇所の点検作業及び定期的な放射線管理に限定する。同室内の機器、設備の補修等の作業が必要となった場合には、新たに作業計画書等を策定して実施する。
・108 号室内の汚染固定箇所の管理については、汚染固定箇所をマップ等により特定した上で現場表示により識別するとともに、これらの汚染の固定を適切に維持するために、目視による点検、汚染検査等を実施する。
上記の①及び②については原子力規制委員会へ申請を行った。また、③についてはあらかじめ要領を定め、立入制限区域解除後直ちに運用を開始した。
なお、108 号室の立入制限区域解除後は、当面の間、汚染管理を徹底し、万が一の軽微な汚染を確認した際の処置（汚染検査、除染及び固定措置）も含めてあらかじめ立案した非定常作業計画書に基づき、

10

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

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

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

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

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

11

また、量研

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

放医研へ作業員を入院させた。量研

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

放医研の行った内部被ばく線量の測定・評価の結果は量研

放医研の管理する医療情報である

ため、原子力機構は、適切な手続の下で必要な情報を入手し、量研

放医研がバイオアッセイ検査等の結果を基に実施した内部被ばく線量の評価の内容を確認した。その上で、原子力機構が実施した放射性物質の摂取に至った原因の推定結果や 108 号室の放射線管理情報等の調査結果も考慮して原子力機構として内部被ばく線量の評価を行い、その内容を基に原子炉等規制法等の法令に基づく放射線業務従事者の被ばく線量の記録を行った。原子力機構で行った内部被ばく線量評価の詳細を添付 6.3.2 に示す。この内部被ばく線量評価の結果は、量研

放医研が実施した線量評価の結果と同等である。

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

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

放医研からは事故発生翌日の受け入れ時、4 名の体表面に汚染が検出されたこ

とも発表されている。これらのことから、事故発生当日の肺モニタ測定は被検者の胸部表面に Pu-239 等が付着していたことによる過大評価であったと考えられる。この肺モニタ測定時に改めて汚染検査をしなかった経緯を添付 6.3.4 に示す。また、肺モニタで測定された値と体表面汚染のレベルの関係について調査・検討を行った結果、検出器近傍の胸部表面にα線サーベイメータの計測値にして 100 cpm 程度の汚染がある場合には、上記の値が計測される可能性があることを確認した（詳細は添付 6.3.5 参照）。
除染完了を確認して管理区域を退出したとする作業員にこのような汚染が付着していた原因につい4

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

12

て、関係者からの聞き取り、専門家からの情報収集、体内動態モデルの調査・確認等により幅広に検討した結果、皮膚に付着していた汚染が管理区域退出時の汚染検査では検出できなかった可能性が高いと考えられる（詳細は添付 6.3.6 参照）。また、汚染が検出できなかった原因として、除染時の水分が残存していたことが考えられることから、その影響について考察した結果を添付 6.3.7 に示す。
なお、身体汚染検査に係る問題については、「8.3 事故の再発防止対策」の「(3)事故発生後に顕在化した問題の改善について」で述べる。
6.4 貯蔵容器内容物及び破裂時の状況調査(1) 貯蔵容器内容物の調査結果
樹脂製の袋が破裂した当該貯蔵容器の内容物の性状と履歴に関して、計量管理帳簿の調査（添付 6.4.1
参照）、燃料研究棟の月報、技術レポート、点検記録等の資料の調査（添付 6.4.2 参照）及び燃料研究棟に関係する職員（退職者含む。）への聞き取り調査（添付 6.4.3 参照）を実施し、明らかになったことは
以下のとおりである。
①

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

②

当該貯蔵容器内の核燃料物質は、X 線回折測定済試料を集めたものである。

③

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

④

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

⑤

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

⑥

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

⑦

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

⑧

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

⑨

平成 3 年 10 月に当該貯蔵容器の貯蔵を開始した後、平成 8 年 7 月に貯蔵容器の蓋を開封し、内部の状態を点検した際の記録の存在を平成 29 年 7 月 14 日に確認した。この点検では、Pu が収納され13

た計 64 個の貯蔵容器について内部の収納物の状況が確認されており、異常の認められたものについては梱包更新（詰め替え）されている（表 6.4.2 参照）。当該貯蔵容器の記録には、ポリ容器の底部が変色、破損していること、樹脂製の袋が膨張していることの記載があるほか、梱包を更新した
後に異常なしとの記載がある（添付 6.4.2 (3)参照）。
上記の明らかになった事項に関する補足事項及び状況として考えられることを以下に述べる。
①の同位体組成に関しては、Pu 中に生成する Am-241 は使用過程で除去されているものと、除去されていないものが混在していると推測される。表 6.4.1 中のα崩壊の実効崩壊定数の比較は、Am-241 を除去していないと仮定した場合の値である。5 種類の同位体組成の Pu の混在比について、計量管理帳簿に記載の供給当事国別重量明細と、全 Pu 重量に対する核分裂性 Pu の重量比の数値から、貯蔵容器内の平均同位体組成を推定した（添付 6.4.4 参照）。また、昭和 58 年時点で Pu 全量から Am-241 を除去したとの仮定の下で、Am 除去の有無によるα崩壊数の相違を評価した。
「7.1」の諸要因の影響を評価する際には、この平均同位体組成の推定値を用いるとともに、Am 除去の有無についても考慮することとした。
④〜⑥に関して、移動先のグローブボックスには、酸化還元炉と呼ばれる加熱炉が設置されていたことから、樹脂固化物を酸化加熱処理することを意図して移動したと考えられる。当時の燃料研究棟在籍者による昭和 60 年及び平成元年に刊行された技術論文には、有機物中の Pu を加熱処理して回収する方法が記載されていることから、酸化加熱処理した核燃料物質をスクラップとして貯蔵し、将来再利用することを想定していたと考えられる。X 線回折測定済試料のうち、炭化物と窒化物については化学的に活性であるとの認識があり、炭化物については試料ホルダーから樹脂固化物を取り外し（打ち抜き）、酸化加熱処理が行われていたことが昭和 60 年の作業月報に記載されている。この処理過程でエポキシ樹
脂も分解・除去され、U と Pu の酸化物粉末となる。しかし、当該貯蔵容器内の核燃料物質が上記グローブボックス内に置かれている平成元年から平成 3 年の間に、樹脂固化物を酸化加熱処理したとの記載は作業月報に見られなかったことから、樹脂固化物のまま貯蔵容器に収納された可能性が高い。酸化物粉末の樹脂固化物についても、化学的に安定との認識から、加熱によるエポキシ樹脂の除去を行わないまま貯蔵容器に収納されたと考えられる。
⑦に関して、当時においても金属容器を使用するのが燃料研究棟において業務に従事した職員の一般的な考え方であった。
⑨に関して、具体的な措置作業の記録は見つかっていないが、貯蔵容器内の収納物をグローブボック
スに搬入し、核燃料物質を新しいポリ容器に詰め替えた後、再度バッグアウト操作により樹脂製の袋に封入して貯蔵容器に収納したと推測される。これ以降の当該貯蔵容器内部の状態に関する点検記録類は見つからなかった。
当該貯蔵容器を 108 号室のフード（H-1）から別室のグローブボックス（123-D）に搬入した後、内容物を取り出して各部の外観を観察（図 6.4.1 及び添付 6.4.5 参照）するとともに、試料の分析を行った（添付 6.4.6 参照）。その結果明らかになったことの要点は以下のとおりである。
⑩

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

⑪

一重目（内側）の樹脂製の袋は二重目（外側）より上下方向に長く、一重目の袋が二重目の頂部を突き破るように破損していた。

⑫

ポリ容器は変色と脆化があるものの、破損していなかった。

⑬

ポリ容器の高さの 2/3 程度まで樹脂固化物（ほぼ完全な形状のものと割れたものが混在）が収納さ14れていた。アルミニウム製の X 線回折測定用ホルダーは入っておらず、全てホルダーから打ち抜いた樹脂固化物であった。
⑭

ポリ容器底部付近には細かいかけらと粉末があった。

⑮

樹脂固化物（割れたかけらを含む。）の重量はg で、ふるい分けした粉末成分は

gで

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

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

⑲ 上記以外に、フード前及びフード内の養生シート上から回収した飛散物重量は合わせてgであった。分析の結果、飛散物は樹脂固化物のかけらであることを確認した。
上記の貯蔵容器内収納物の観察・分析結果から考えられることは以下のとおりである。
⑩〜⑫の結果から、内圧上昇した樹脂製の袋を破損させるような外的物理要因（突起物、異物混入、ポリ容器破片等）はなく、蓋開封時の急激な上方への膨張によって袋の破裂に至ったと考えることができる。また、O-リングに亀裂が生じた時期は蓋開封時か貯蔵期間中か断定できないが、後者の場合には貯蔵中の袋の内圧推移に影響する。
⑮と⑯の結果から、ポリ容器内にあった粉末成分は樹脂固化物断面から崩れ落ちた微細な成分と考えられ、当該貯蔵容器には樹脂固化物を加熱処理して得た酸化物粉末は収納されていなかった可能性が高い。
樹脂製の袋の内圧上昇と破裂に至った事象進展を検討するために、貯蔵容器内部の梱包更新時（平成8 年 7 月）の状態の想定図を、上記観察結果と貯蔵容器の製作図面及びポリ容器の採寸により作成した（図 6.4.2 参照）。図中には樹脂製の袋の採寸と溶着部位の観察に基づき、平らな状態にした際の寸法も示した。貯蔵容器の材質はステンレス鋼（SUS304）製（以下「SUS304 鋼製」という。）であり、蓋には取手が付いている。貯蔵容器本体と蓋の間は O–リングで気密が保たれており、製作時に 3 気圧の加圧下で気密検査が行われている。これは、貯蔵容器内部の加圧を想定したものではなく、臨界管理上の観点から貯蔵容器内への水の浸入を防ぐための設計仕様である。貯蔵容器本体への蓋の固定は 6 本のボルト（M8、SUS304 鋼製）で締め付ける構造である。
ポリ容器の内容積約 1.5 L に対して貯蔵容器の内容積は約 3.9 L であるが、入口径 120 mm に対してポリ容器外径は 94 mm であることから、樹脂製の袋に二重に封入したポリ容器がかろうじて入れられる状態である。ポリ容器の蓋は本体に被せるのみの形式であり、紙テープが巻かれてあったが密閉性は低
く、急激な圧力変化が起こらない限りはポリ容器内部と一重目の樹脂製の袋内部は圧力平衡になると考えて良い。一重目の袋が上下方向に長かったことから、ポリ容器上方で折りたたまれていたと推測される。一重目の袋で包んだポリ容器を収納した二重目の袋は、上下方向の余裕は少なかった。
なお、平成 3 年 10 月の貯蔵開始時の収納状態については、使用したポリ容器が梱包更新時と全く同じ寸法のものかどうか、二重の袋の溶着部位や寸法等が梱包更新時と同等であったかどうかを示す情報

核物質防護上の観点から

15の箇所は非開示としています。

は得られなかった。
(2) 破裂時の状況調査結果
フード内で当該貯蔵容器の蓋を開封する作業中に内部の樹脂製の袋が破裂に至った事象に関して、作業員への状況の聞き取り調査（添付 6.4.7 参照）を実施するとともに、108 号室の現場の写真（図 6.4.3
及び図 6.4.4 参照）を基に、破裂時の状況を以下のとおり整理した。
破裂事象に関して、聞き取り調査内容の重要な点は以下のとおりである。
①

貯蔵容器の 6 本のボルトを順に緩めていく過程で蓋が浮き上がってきていた。

②

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

③

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

④

作業員が聞いた破裂音は「パン」と 1 回である。

⑤

破裂後に養生シート上の飛散物を見た際に、何かで固めてあるものと思った。
①及び③から、貯蔵期間中に樹脂製の袋の内圧が上昇していたことは明らかである。また、②で汚染のなかったことから、破裂に至るまでの樹脂製の袋は、少なくとも一重目か二重目のどちらかは破損していなかったことになる。内圧の抜ける音は、貯蔵容器内面と袋の間で圧縮されていた空気が放出されたものと推測できる。貯蔵容器の蓋の観察により O-リングに亀裂発生が認められたが、内圧の抜ける音が聞こえたことから、密閉機能を完全に失っていたわけではない。④から、一重目と二重目の袋が同時に破裂したか、あるいは一方は貯蔵期間中に破損していたことになる。
破裂後に作業員が撮影した貯蔵容器の写真（図 6.4.3 参照）と内容物の観察結果からは、以下のことが言える。
・貯蔵容器上端から樹脂製の袋がはみ出ており、破裂の開口部は袋の側面に沿って縦に裂けるように破損している。上端からはみ出ているのは一重目の樹脂製の袋であり、側面の溶着部に沿って縦に長く開口している。
・二重目の樹脂製の袋は写真に写っていないが、貯蔵容器上端より低い位置で袋の頂部が開口し、そこから一重目の樹脂製の袋が上方にはみ出している。
・一重目、二重目ともに樹脂製の袋の上端には溶着部がない。
・破裂に伴う開口部は作業員側を向いており、作業員が左腹部に風圧を感じたとの証言と整合している。
・袋の内側に見える大きな円形状のものは、ポリ容器の蓋であり、作業員の証言では上下が逆さまになった状態で、写真に見えているのは蓋の内面側である（観察により確認済み）。
・蓋の右側の袋内部に黒い物体が見えており、ポリ容器内の核燃料物質が破裂時に飛び出してきた可能性があるが、この写真の撮影以後、蓋の固定作業の際に内部に押し戻されたと推測される。
破裂時に貯蔵容器内から飛散した粒子（飛散物）を回収する作業の際に、フード手前の床養生シートを撮影した写真（図 6.4.4 参照）において、白枠部分を拡大したのが下段の 2 枚の写真である。黒い塊状のものに関して作業員は「何かで固めてあるものと思った」と証言している。これらの飛散物は割れや欠けにより元の形状を保っていないが、観察及び分析により樹脂固化物の一部であることを確認した。
フード開口部の空気引き込みの面速が 0.5 m/s 以上であることから、内圧上昇していた樹脂製の袋の破16裂に伴う吐き出しの気流に乗り、面速を上回る速度で貯蔵容器内から飛散したことになる。
6.5 放射線管理情報等の調査(1) 室内汚染検査のスミヤろ紙及び Pu ダストモニタフィルタの測定・評価
作業員が摂取した放射性物質の核種組成や粒子径5の分布等の性状を把握するため、Pu ダストモニタのフィルタ（平成 29 年 6 月 6 日交換）及び平成 29 年 6 月 7 日に実施した 108 号室内汚染検査のスミヤ
ろ紙（平成 29 年 6 月 7 日採取）
（以下「スミヤろ紙・フィルタ」という。
）について、分析を実施した。
スミヤろ紙・フィルタは照射燃料集合体試験施設（FMF）に運び、外観の詳細撮影、Ge 検出器による光子エネルギー核種分析、イメージングプレートによるα放射能分布分析及び粒子径の分布評価等を行った。スミヤろ紙・フィルタの外観、光子エネルギースペクトル、イメージングプレート画像及び粒子径の分布の評価結果を添付 6.5.1 に示す。また、粒子径の分布から評価した空気力学的放射能中央径（以下「AMAD」という。）の分布を図 6.5.1 に示す。
光子エネルギースペクトルでは、Am-241 以外のγ線放出核種の有意な検出はなかった。したがって、
貯蔵容器内貯蔵物の情報に含まれないγ線放出核種による有意な汚染は発生していないと評価する。
イメージングプレート画像からスミヤろ紙に回収された粒子の AMAD を化学形が PuO2 であると仮定して評価した結果、最低でも 5 µm 以上、フード近傍では 10 µm 以上であった。走査型電子顕微鏡（SEM）
による特性 X 線像で観察した粒子の粒子径は、一部の巨大粒子を除いて数 µm 程度であった。
破裂に伴って飛散した放射性物質の粒子のうち比較的粒子径が大きく重いものの多くは床に沈降し、粒子径が小さく軽いものは空気中に浮遊する。このことは、イメージングプレートによる測定等から評価した床スミヤ試料と室内 Pu ダストモニタフィルタの粒子径を比較すると、Pu ダストモニタフィルタの粒子径は小さい傾向にある（添付 6.5.1 内の表 6.5.1-1 参照）ことからも確認できる。したがって、
108 号室内に拡散した粒子の粒子径は、破裂の際フードの近くにいた作業員が直接浴びた飛散粒子の粒子径より小さいと考えられる（添付 6.5.2 参照）。
(2) 半面マスクの汚染状況等の調査
作業員が事故発生当時、作業中に着用していた半面マスク（5 体）及び 108 号室退出時に一時的に着用した交換後の半面マスク（4 体）については、内部被ばくの経路等に関する重要な情報が得られることから、半面マスクの放射性物質の付着状況を詳細に調査した。半面マスクの構造を図 6.5.2 に示す。
調査は、照射燃料試験施設（AGF）で Ge 検出器による核種分析の予備調査を行い、その後、固体廃棄物
前処理施設（WDF）で本調査を行った。汚染状況調査の対象と目的は以下のとおりである。
・面体の接顔部：接顔部からの汚染の侵入の痕跡調査（ペンシル型測定器6によるα汚染相対強度分布
直接測定（作業中に着用していた半面マスク 3 体及び交換後の半面マスク 1 体）、イメージングプ
レート7によるα汚染詳細分布測定（全数）、湿式スミヤ法によるα汚染相対強度分布測定（作業中に着用していた半面マスク 3 体、交換後の半面マスク 1 体））

5

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

17

・フィルタカートリッジホルダ内側：フィルタカートリッジの健全性確認（乾式スミヤ法によるα汚染量測定（全数））
・吸気弁上流側：フィルタカートリッジの健全性確認（α放射能量直接測定（全数））
・吸気弁下流側：半面マスク装着中の呼吸空気の汚染状況（α放射能量直接測定（全数））
・排気弁上流側：半面マスク装着中の呼吸空気の汚染状況（α放射能量直接測定（全数））
さらに、半面マスクと顔面の密着性を低下させる要因となる可能性のあるゴム製のしめひも（以下「しめひも」という。）の状態を調査した。
調査結果の概要を以下に示す（詳細は添付 6.5.3 参照）。
①

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

②

フィルタカートリッジホルダ内側及び吸気弁上流側の測定結果
・全ての半面マスクについて、フィルタカートリッジホルダ内側に汚染は認められなかった。
・吸気弁上流側の測定結果については、作業員 C、E の作業中に着用していた半面マスクで僅かに汚染が認められたが、吸気による弁の動作により面体内の汚染空気に接触していたためと考えられ、フィルタカートリッジの健全性を否定するものではない。
・以上のことから、全ての半面マスクについて、吸気中の汚染をろ過するフィルタカートリッジは健全であり、ろ過材を放射性物質が透過した可能性はないと考えられる。

③

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

④

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

18

・作業員 E：作業中に着用していた半面マスクの接顔部、吸気弁下流側、排気弁上流側に高い汚染を確認した。面体接顔部の左頬骨及び左下顎接触部分で高い汚染を確認し、また面体全体が広く汚染していた。交換後の半面マスクの面体接顔部にも汚染を確認した。しめひもは正常であった。
(3) 半面マスクの防護性能の調査
事故発生当時、作業員は全員半面マスクを着用していた。この半面マスクの防護性能について、文献調査、メーカーへの聞き取り、実験等により調査した。
作業員の着用していた半面マスクは、日本工業規格(JIS)における指定防護係数 3～10（マスク面体内外の粉じん濃度の比）8を満たす性能を有するものである。ただし、JIS に液体状の放射性物質の侵入に対する規定はない。
面体と顔面の密着性に係る試験により、しめひもの伸縮性が弱まった半面マスクでも、密着性を意識して、通常よりも締め付けを強くすれば、着用中に防護性能が著しく低下することがないことを確認した。
飛散した粒子及び顔面に付着した放射性物質の面体への侵入に係る試験では、漏れ率が 0.1 ％程度の場合は飛散した粒子又は顔面に付着した放射性物質が面体内部に侵入しないが、3 ％程度の場合は侵入することを確認した。
なお、防護係数はマスク面体内外の粉じん濃度の比であり、ろ過式マスクの場合、面体等の漏れ率（％）とフィルタの透過率（％）の和の逆数に 100 を乗じた値と定義されている。当該半面マスクのフィルタの粒子捕集効率は 99.9 ％以上と規格されていることから、防護係数 10 は漏れ率約 10 ％、防護係数 3は漏れ率約 30％に相当する。
以下に詳細を示す。
① 汚染した空気に対する防護性能
・JIS によれば、呼吸用保護具は人体に有害のおそれがある環境空気中で呼吸保護の目的で着用するものである9。したがって、面体は着用者の顔面との気密を保つためのものであり、例えば液体状の
放射性物質の侵入等に対する防護性能に関する規定はない。
・本事故において作業員が着用していた半面マスクは、指定防護係数 3～10、マスク性能区分 RL3（取替え式防じんマスクのうちオイルミスト等が混在する場合でも粒子捕集効率が 99.9 ％以上）で国家検定合格済みの型式のものである 7。
・マスクの性能として使用される指定防護係数とは、実験室内で測定された多数の防護係数値の代表値で、訓練された着用者が正常に機能する呼吸用保護具を正しく着用した場合に少なくとも得られるであろうと期待される防護係数である。
②

面体の密着性に対するしめひもの影響
・半面マスクの装着時はしめひもを用いて顔面に密着させる。作業員が着用していた型式のしめひもはゴム製であることから、使用回数や保管時間を重ねると十分な伸縮性が得られなくなり、適切な密着性が得られる状態が維持しにくくなるおそれがある。
・このため、しめひもの伸縮性及び着用時の締め付け具合による漏れ率の変化をフィッティングテス

8
9

JIS T 8150-2006 呼吸用保護具の選択、使用及び保守管理方法
JIS T 8001-2006 呼吸用保護具用語19

ターでの試験で確認した（添付 6.5.4 参照）。その結果、伸縮性が弱まったしめひものマスクでも、通常より締め付けを強くして装着した場合、着用中に防護性能が著しく低下することはないことを確認した。さらに伸縮性の十分なしめひもを使用している時と同程度の締め具合で装着した場合は、会話、表情の大きな変化及び頭部の運動（首を振る等）で密着性が低下することを確認した。
・作業員が作業開始前に実施した陰圧試験は、吸気口を手のひらで閉鎖し静かに吸気した際に、顔面との密着部分に空気の漏れが感じられず、かつ、面体内の圧力低下が感じられるかを確認すること
で密着性を確認するものであるが、吸気口の閉鎖時に面体を顔面に押し付けてしまい接触状態が改善される場合もあり、十分な習熟が必要な点検方法である。
③

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

6.6

核燃料物質の飛散量の評価

燃料研究棟における事故によって、核燃料物質が貯蔵容器から 108 号室内の広範囲にわたって飛散し、フード（H-1）内及びフード（H-1）前には、X 線回折測定済試料の一部が観察された。汚染は、作業員の特殊作業衣や半面マスクをはじめ、室内に広がっており、室内に設置されたグローブボックスの給気フィルタへの付着や排気設備への移行も考えられる。飛散物等の観察結果やフード（H-1）及び 108 号室の汚染検査結果に基づき、不確かさが大きい情報については保守性を考慮して、核燃料物質の飛散量を評価した。
フード（H-1）前及びフード（H-1）内の養生シート上から回収した飛散物は樹脂固化物であり、その重量はg であった（「6.4(1)⑲」参照）。樹脂の存在比は定量できていないため、保守的に全量が核燃料物質であるとみなし、U と Pu の存在比は点検記録等に基づく調査結果（添付 6.4.2 の図 6.4.2-2
参照）に従い、Pu 及び Am-241 の同位体組成については計量管理帳簿の調査結果（表 6.4.1 参照）から
組成 A について崩壊計算して求めた現時点の組成を用いると、放射能量は約Bq と見積もった。

フード（H-1）内側の汚染については、除染に先立ち採取した汚染分析試料を測定して表面密度を求め、表 6.6.1 に示す各面の最大値の汚染が当該面の全域に広がっているとみなし、各面の面積を乗じて飛散量を求めた。排気系へ接続されている開口部への移行量は、天井の汚染と同じとみなした。得られたα核種の放射能量より、前述の U/Pu 存在比及び Pu の同位体組成からβ核種を含む放射能量を求めた（以下、同様の計算を実施した。）結果、フード（H-1）内側への飛散量は約

Bq と見積もった。

作業員の装備の汚染については、事故発生後に 108 号室からの退出時にグリーンハウス内で実施した
身体汚染検査の結果（表 4.2.3 の当該部の記述参照）に示された表面密度の汚染がフード（H-1）を向いている前面側全体に広がっているとみなし、作業員前面の面積を 60 cm×170 cm とすると、作業員 5 名
への飛散量は約

Bq と見積もった。

108 号室の床の汚染については、除染前の床における表面密度の測定結果（図 6.2.8 及び図 6.2.11 参

核物質防護上の観点から20の箇所は非開示としています。

照）から、床面 80 m2 の放射能量は約

Bq となる。壁と天井の汚染状況（図 6.2.12、図 6.2.14 及び

図 6.2.15 参照）は、床のそれと比較して十分小さい。また、設置機器については、壁際のボンベスタン
ド等の備品やグローブボックス、Ar ガス雰囲気ユニットに汚染が検出されているが（図 6.2.13 及び図
6.2.16 参照）、それらの汚染レベルは当該機器が設置されている近傍の床面の汚染と同レベルであり、床面の汚染の評価に包含されるとみなせる。しかし、表面の形状が複雑な機器もあり、108 号室内全体（床面、壁、天井、設置機器）に対しては保守的に床面への飛散量の 2 倍として、放射能量は約Bqと見積もった。
また、108 号室内には、ダストフィルタが 4 か所設置されている。これらのろ紙を回収してα線計測を実施した結果を表 6.6.2 に示す。さらに、室内には 4 台の空気雰囲気グローブボックスの給気フィル
タが合計 4 か所と 108 号室の排気口が 2 か所設置されている。これらへの付着・移行量はそれぞれダス
トフィルタの最大値の 10 倍として、フィルタ等への移行量は合計で約

Bq と見積もった。

以上のことから、貯蔵容器から飛散した放射性物質は、フード（H-1）前及びフード（H-1）内の養生シート上へ飛散した樹脂固化物（X 線回折測定済試料）が大半を締め、その他の飛散量は 3 桁少ないレベルである。これらを合計すると、約Bq の核燃料物質（Am-241 を含む。）が貯蔵容器から飛散したと評価した。核種ごとの飛散量を表 6.6.3 に示す。
6.7 作業員ケアに係る対応
事故が発生した翌日の平成 29 年 6 月 7 日以降、作業員 5 名は、量研

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

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

7 日 ：3 名

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

8 日 ：1 名

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

6 日～11 月 10 日 ：1 名

11 月 20 日～11 月 24 日 ：1 名
・定期検診
9 月 11 日～ 9 月 12 日 ：4 名

核物質防護上の観点から

21の箇所は非開示としています。

7．調査結果に基づき推定した事象発生原因
7.1 破裂要因の分析による事象発生の原因
樹脂製の袋の破裂要因分析のため、フォルトツリー解析を行った。まず、「6.4」をベースとして、原因を特定すべき事象（トップ事象）を最外層のバウンダリである「二重目樹脂製の袋の破裂」として、その要因となる事象をこれ以上分解できない基本事象にまで順次分解することにより、フォルトツリー
図を構築した。次に、抽出された基本となる要因（基本事象）各々の影響度評価を行って原因を推定し、対策を検討した。
(1) 樹脂製の袋の破裂事象要因分析のためのフォルトツリー図構築
図 7.1.1 に、構築したフォルトツリー図を示す。トップ事象である「二重目樹脂製の袋の破裂」は、「二重目樹脂製の袋の内圧上昇」及び「二重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化含む。
）」の 2 つの事象が重畳した場合に発生するとした。
「二重目樹脂製の袋の内圧上昇」については、内圧上昇による一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損、又は一重目樹脂製の袋の膨張により発生するとした。前者の「一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損」
は、「二重目樹脂製の袋の破裂」と同様に、「一重目樹脂製の袋の内圧上昇」及び「一重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化含む。）」の 2 つの事象の重畳により生じる。
一重目樹脂製の袋の破裂あるいは破損要因のうち、「一重目樹脂製の袋の内圧上昇」について、「内部でのガス発生」及び「内部温度上昇」を挙げた。
「内部でのガス発生」については、内蔵する Pu 等と有機物との相互作用や化学反応を要因として考え、基本事象として図 7.1.1 に示す①～⑧の 8 つの要因を考えた。一方、「内部温度上昇」をもたらす事
象としては、化学反応熱の発生等による温度上昇を考え、基本事象として図 7.1.1 に示す⑤～⑩の 6 つの要因を考えた。
「一重目樹脂製の袋の破損条件到達（条件変化を含む。）」をもたらす事象としては、樹脂製の袋の品
質劣化によるものと傷等によるものを考え、基本事象として図 7.l.1 に示す⑪～㉑の計 11 の要因を考えた。
以上のとおり、トップ事象「二重目樹脂製の袋の破裂」をもたらす要因として計 21 個の基本事象を抽出してフォルトツリー図を構築した。
(2) 各基本事象の影響度評価結果
構築したフォルトツリー図を構成する基本事象 21 個それぞれについて、「6.4」により得られた情報に加えて、作業員への聞き取り調査、帳票類・作業記録等の確認、現地調査、概略評価・文献調査及び検証試験により得られる情報に基づき、各基本事象がトップ事象である二重目樹脂製の袋の破裂に与える影響度（重要度）を評価した。評価に際し、以下の値を用いた。
・ガス発生による内圧上昇を計算するための基準となる体積は、貯蔵容器の容積 3.9 L から内容物としてポリ容器及び樹脂固化物の体積相当である 0.4 L を減じた 3.5 L とした（添付 7.1.1 ①「α崩壊による He ガス」参照）。
・樹脂製の袋に対するγ線の挙動を粒子・重イオン輸送計算コード PHITS によりシミュレーションした結果から、樹脂製の袋へのγ線照射試験における 21 年間の貯蔵期間相当の照射量（吸収線量）を、一重目と二重目の樹脂製の袋に対してそれぞれ 227 kGy 及び 108 kGy とした（添付 7.1.2 参照）。

22

・貯蔵容器を模擬した金属容器及び蓋による外部からの拘束下において、未照射及び照射した樹脂製の袋を破裂又は破損するまで加圧する試験を行った結果から、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧を 2.5 気圧程度以上とした（添付 7.1.3 参照）。
「二重目樹脂製の袋の破裂」に与える影響評価結果の一覧を表 7.1.1 に示す。また、評価の詳細を添付 7.1.1 に示す。
「内部でのガス発生」のうち、樹脂製の袋の内圧増加に有意な影響を与え得る基本事象
は、②「混入有機物」、③「ポリ容器」及び④「混入水分」の 3 つであり、α線分解による 21 年間の貯蔵期間中のガス発生量は、それぞれ 48 L、0.18 L 及び 0.09 L と評価された。このことから、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は、発生ガスの評価量がほかの 2 つより圧倒的に多い②「混入有機物」であることを特定した。
なお、④「混入水分」によるガス発生量の評価については、吸着水分の全量が分解するなど過度に保守的な仮定をしていることから、実際にはその影響は無視できると考えられる。
(3) 樹脂製の袋が破裂に至った原因の特定
フォルトツリー解析により、樹脂製の袋の破裂は、主に②「混入有機物」の基本事象により発生したことを特定した。樹脂製の袋が破裂に至った原因を時系列で表した推定シナリオは以下のとおりである（図 7.1.2 参照）。
・平成 3 年に Pu 等の核燃料物質を含む樹脂固化物をポリ容器に入れ、ポリ容器を樹脂製の袋によって二重に封入し、貯蔵容器内に入れて貯蔵した。
・貯蔵期間中、主に Pu からのα線によりエポキシ樹脂が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張した。
・5 年後の平成 8 年に貯蔵容器内容物の点検を行った。その結果、ポリ容器底部の変色と破損、樹脂製の袋の膨張等が確認されたため、梱包更新を行った。
・その後 21 年間の貯蔵期間中、放射線の影響により樹脂製の袋が劣化するとともに、ガス発生による内圧が当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる内圧以上となった。しかしながら、樹脂製の袋は、貯蔵容器による拘束で破裂せずに留まっていた。
・フードで貯蔵容器内部を点検するため貯蔵容器の蓋を開封した。その結果、貯蔵容器による拘束を失って樹脂製の袋内外の圧力均衡が崩れ、樹脂製の袋の容器や蓋等で拘束されていない部分が、放射線照射によりもたらされた樹脂製の袋の引張強度や破断伸び低下の影響もあり、線状に裂ける形
で破裂開口した。
以上の推定シナリオに基づき、発生ガス（水素及びメタン）の樹脂製の袋や貯蔵容器の O-リングを通した漏えいを考慮して、貯蔵期間中の樹脂製の袋の内圧上昇を計算した。計算の詳細は添付 7.1.4 に示す。エポキシ樹脂に含まれる核燃料物質の平均粒径、Am 除去の有無及び O-リングからのガス透過割合には不確かさがある。このためこれらの不確かさを考慮して、エポキシ樹脂からのガス発生量及び O-リ
ングを通したガスの漏えい量が異なる 3 つのケースについて 21 年間の内圧上昇を計算した。図 7.1.3に樹脂製の袋の内圧計算結果を示す。樹脂製の袋の内圧計算結果には大きな幅があるが、いずれのケー
スも、21 年後の貯蔵容器開封時においては、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状
況となる内圧である 2.5 気圧以上となった。
(4) まとめ23

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

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

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

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

10
11

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

24

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

108 号室での放射性物質の摂取について①

会話等による密着性の低下に伴う吸入摂取
作業員同士のコミュニケーションや室外との電話や口頭での連絡等で大声を出した際、半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。樹脂製の袋の破裂後、汚染の拡大を防ぐために作業員はあまり動き回らず、立った姿勢でいた。作業員間での必要最低限の会話がなされていた。半面マスクは伝声板付きのもので会話に苦労するものではなかった。聞き取り調査
において、作業員全員は、半面マスク装着時に陰圧法12で半面マスクの接顔部から空気の流入のないことを確認していたとの証言が得られている。
作業員 A については、作業中に着用していた半面マスクに汚染は検出されなかった。しかしながら、室内の会話に加えて、電話等による外部との連絡を行っており、作業中に着用していた半面マスクのしめひもの伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、会話等により半面マスクの密着性が低下し、特殊作業衣等の体表面の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性がある。
作業員 B については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染があった。室内では会話がなされた。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 C については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。また、半面マスクのしめひもの伸縮性が弱まっていたことを確認した。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 D については、作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話に加え、電話等での室外との連絡を行っている。これらのことから、半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
作業員 E については、顔面等及び作業中に着用していた半面マスクの接顔部に汚染がある。室内での会話を行っている。これらのことから、会話により半面マスクの密着性が低下し、顔面等の放射性物質
が半面マスク内に侵入して吸入摂取した可能性が高い。
②

発汗等による密着性の低下に伴う吸入摂取

発汗及び呼気中水蒸気の半面マスク内での結露により半面マスクの密着性が低下し、放射性物質を吸入摂取した可能性が要因事象として考えられる。聞き取り調査では作業員 5 名は滴るほどではなかった
12

半面マスクのフィルタを手で塞ぎ、フィルタ以外からの流入がないことを確認する方法

25

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

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

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

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

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

26

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

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

27

・脱装時の半面マスクの交換等において、拭き取り等の処置をせずに顔面等が汚染した状態のままで半面マスクを取り換えるなど、放射性物質の摂取を防止するための対応が十分ではなかったため、頭部及び顔面に付着していた Pu 等の放射性物質を吸入摂取した可能性がある。
8. 原因分析及び対策
8.1 燃料研究棟における組織の変遷と当該貯蔵容器の取扱い等の概要
日本原子力研究所大洗研究所管理部（当時）は、燃料研究棟で高速増殖炉用炭化物及び窒化物燃料（以下「炭窒化物燃料等」という。）の研究開発の保安に係る業務を行うため、プルトニウム技術開発室を設置していた。また、日本原子力研究所東海研究所燃料工学部プルトニウム燃料研究室（当時）では、燃料研究棟で研究業務を行う室員をプルトニウム技術開発室の兼務としていた。プルトニウム技術開発室において、X 線回折測定用試料を作製し、X 線回折を実施するまでの業務はプルトニウム燃料研究室の兼務者が担当し、Pu 及び Pu 化合物の核燃料物質（「8. 原因分析及び対策」において、以下「核燃料物質」という。
）の分離、核燃料物質の貯蔵、貯蔵容器の管理及び計量管理は、プルトニウム技術開発室の本務者が担当していた。
今回の事故の発端となった貯蔵容器 No.1010 には、平成 3 年 10 月、グローブボックス内で保管されていた X 線回折測定済試料が、酸化加熱処理されずにポリ容器に入れられ、樹脂製の袋（二重）に封入された状態で収納されたものと推測される。
平成 8 年 5 月～平成 9 年 2 月に、空容器を除く 64 個の貯蔵容器の内容物確認・梱包更新が行われた。
この点検作業の結果、貯蔵容器 No.1010 には、内容物のポリ容器が変色、損傷し、樹脂製の袋が膨張しているなどの異常が確認された。しかし、その点検作業の目的がポリ容器及び樹脂製の袋の交換（梱包更新）であったとの理由で貯蔵方法は変更されず、異常発生の原因検討や容器の材質変更等の見直しは行われなかったと推測される。さらに、点検結果は貯蔵容器ごとに表にまとめられたが、正式な保安記録として保管されず、情報継承がなされなかった。
その後、当該貯蔵容器 No.1010 は、平成 29 年 6 月 6 日まで蓋を開けられることはなかった。
以上の経緯に加え、今回発生した事故に関連した事実関係の詳細を添付 8.1.1 に示す。
8.2 直接的な原因分析及び組織的な要因分析の実施体制等
8.2.1 直接的な原因分析の実施体制(1) 分析対象事象の抽出及び分析チームの設置及び実施体制
燃料研究棟における汚染事故の不適合報告を受け、大洗研究開発センター品質保証推進委員会は、本不適合の是正処置の計画にあたり、品質保証推進委員会の分科会として燃料研究棟汚染事故に係る原因分析チームを設置し（平成 29 年 6 月 23 日）、作業管理等に係る原因分析及び再発防止策の提言を検討した（図 8.2.1 参照）。
燃料研究棟汚染事故に係る原因分析チームの構成員は、燃料研究棟を所管する燃料試験課及び福島燃料材料試験部のほか、核燃料物質の取扱、放射線管理などの知見を考慮し、原子炉施設、核燃料物質使
用施設を所掌する部署、放射線管理に係る部署、安全管理に係る部署から人選した。また、他拠点の視点での検討を考慮して再処理センターからも人選した。更に、本分析チームの分析結果が、後述する組織的な原因分析に繋がることを考慮し、安全・核セキュリティ統括部からオブザーバーを招聘した。

28

8.2.2 組織的な原因分析の実施体制(1) 分析対象事象の抽出及び分析チームの設置及び実施体制
安全・核セキュリティ統括部長は、大洗研究開発センターから受けた不適合報告を踏まえ、燃料研究棟における汚染事故について、本件を「安全に重大な影響を与える事象」として抽出し、平成 29 年 6 月
26 日に分析チームを設置し、活動を行うこととした。安全・核セキュリティ統括部長は、燃料研究棟における汚染事故に関する根本原因分析を実施するに当たり、分析チームの要員が処遇上の不利益を被らないよう、所属長に要請し活動を行うこととした。
なお、分析対象の大洗研究開発センターには、本調査の重要性を認識し、調査に協力することを要請した。
安全・核セキュリティ統括部長は、原子力機構の分析手順に従い、根本原因分析の中立性を確保する
ため、分析チームのメンバーを人選した（図 8.2.1 参照）。
8.2.3 燃料研究棟に関する根本原因分析等評価委員会による妥当性の評価(1) 燃料研究棟に関する根本原因分析等評価委員会の設置及び実施体制取りまとめた根本原因分析の組織的な要因の一部に安全・核セキュリティ統括部に関する要因（水平展開に関する対応についての要因）が抽出された。このことを踏まえ、理事長の下に外部の専門家及び燃料研究棟汚染事故に直接関係しない機構内組織の有識者で構成する燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会（以下「評価委員会」という。）を設置し、安全・核セキュリティ統括部の水平展開に係る分析を行うとともに、根本原因分析結果及び策定した是正処置計画について、客観的な視点から妥当性を評価した（図 8.2.1 参照）。
8.3 原因分析
8.3.1 直接的な原因分析
当時の状況を調査するとともに、汚染と被ばくに至った管理上の原因について分析を行った。具体的には、「7.1」の事象発生原因で特定された「樹脂製の袋の破裂の主な要因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるものであること」及び「7.2」の放射性物質の摂取に至った原因で推定された「顔面等に付着した Pu 等の放射性物質が接顔部から入り込み、放射性物質を吸入摂取した可能性が高い」並びに「8.1」（添付 8.1.1）に示した事実関係（エビデンス）のほか、関係者への聞き取り調査の結果を踏まえ、5 項
目の問題となる事象を抽出した。その上で、抽出した問題の背後にある要因を分析し、12 項目の直接的な原因を明らかにした。
以下に、抽出した 5 項目の問題となる事象（(1)～(5)）及び 12 項目の直接的な原因（①～⑫）を示す。
(1)

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

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

29

をルール化していなかった。
②

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

③

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

④

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

⑤

平成 8 年、プルトニウム技術開発室長は、樹脂製の袋の膨張とポリ容器の破損までも確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し、新しい樹脂製の袋やポリ容器に交換しただけで、酸化加熱処理を行った上で金属容器への変更等の異常状況の回避、その記録を残し
定期的な点検を指示する等の改善をしていなかった。そのため、これ以降、貯蔵状況の改善や定期的な点検は実施されてこなかった。
核燃料物質の安定化及び貯蔵並びにその情報の引き継ぎに関する事項がルール化されていなかった点について、当時の保安規定に「手引の作成」に関する明確な要求はなかったが、作業を実施する上でそれらの対応に係る手引を定めておくべきであった。現在は、保安規定第 7 編第 2 条「手引の作成」に基づき下部要領「燃料研究棟使用手引」及び「燃料研究棟本体施設作業要領」に「核燃料物質の管理に関する事項」を規定しているが、その中に情報の引き継ぎに関する事項が定められていないことから、当該手引を改善する必要がある。
また、X 線回折測定済試料からガスの発生が知られていたエポキシ樹脂を除去せず封入していた点については、貯蔵を開始した当時から現在に至るまで、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に定める貯蔵時の条件「放射線分解によるガス圧の上昇に注意する」が考慮されていなかった。このことは、当時の保安規定第 6 編第 24 条及び現在の保安規定第 7 編第 19 条「核燃料物質の貯蔵」に関する事項に抵触する。
(2) 核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった。
⑥

歴代のプルトニウム技術開発室長、燃料製造試験課長及び燃料試験課長は、IAEA や DOE で示された
Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報について、Pu を取り扱う部署として情報を入手し業務に反映する必要があったが、当該情報を確認していなかった。このため、燃料研究棟における核燃
料物質の貯蔵において、金属容器への保管や有機物を含めない等の改善が行われてこなかった。

30

核燃料物質の保管に関して、過去において Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされていなかった点については、当時の保安規定には予防処置に関する明確な要求はなかったが、不適合の発生を予防する上で、核燃料物質の取扱いに関する技術情報を収集し、手引に反映しておくべきであった。現在は、保安規定第 1 編第 18 条「予防処置」の第 2 項に関して下部要領「大洗研究開発セン
ター品質保証に係る不適合管理並びに是正処置及び予防処置要領」に「予防処置の計画及び実施に関する事項」を規定しているが、結果として技術情報が反映されなかったことから、予防処置の手順を改善する必要がある。
(3) 燃料研究棟では、貯蔵容器をフードで蓋を開け内容物を確認する際に、樹脂製の袋が破裂し、室内が汚染する可能性があることを想定していなかった。
⑦

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

⑧

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

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

作業員 E は、貯蔵容器の蓋のボルトを緩めた際に蓋が浮き上がり「シュ」という内圧が抜ける音がした際に、作業を一旦停止して、ガスが発生している可能性を想定し対応策を検討する必要があったが、ホールドポイント（作業中断点）を定めていなかったため、異常と認識できず残りのボルト

31

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

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

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

⑪

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

⑫

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

直接的な原因分析」で明らかにした直接的な原因を踏まえ、その背後にある組織的な要因を抽出するため、根本的な原因分析を実施した。分析に当たって、国のガイドラインの「根本原因分析における組織要因の視点」及び「JNES の組織要因表（以下「JOFL」という。）」を参考に組織的な要因を

32

分類、整理した。その結果、直接的な原因の背後にある組織的な要因として 18 項目を抽出した。
以下に、問題となる事象 5 項目（(1)～(5)）の直接的な要因の背後にある 18 項目の組織的な要因（①～⑱）を示す。
(1) 「X 線回折測定済試料からエポキシ樹脂を除去せず封入していた、またその情報が引き継がれていなかった。」について①

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

②

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

③

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

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

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

⑥

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

⑦

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

(2)「核燃料物質の保管に関して、Pu の取扱い、貯蔵（保管）に関する技術情報の考え方が活かされて33

いなかった。
」について⑧

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

⑨

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

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

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

⑪

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

⑫

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

⑬

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

⑭

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

⑮

情報を提供する部署（安全・核セキュリティ統括部及び大洗研究開発センター施設安全課）は、情報提供する際に入手した情報から安全に関する重要な情報を抽出し、情報提供を受けた者が気付く
ようコメントを記載する等の留意や各拠点又は各部署である受信側が理解したことを確認をする必要があったが、原子力規制庁面談情報等から得られた安全に関する重要な情報について受信側と34

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

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

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

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

⑱ 大洗研究開発センター（所長、福島燃料試験部長、安全管理部長）は、燃料研究棟で Pu による室内全域汚染や身体汚染が発生するような事故を想定し、事故対策規則の下部要領等において緊急時対応の手順を明確にする必要があったが、広範な身体汚染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施やそれに必要な資機材の整備を含めた手順が明確になっていなかった。
8.4 事故の再発防止対策
8.4.1 直接的な原因に対する対策「8.3.1 直接的な原因分析」の結果を基に、汚染及び被ばくに至った 12 項目の直接的な原因に対し、(1)汚染の発生防止、(2)被ばくの発生防止の 2 つの側面から、以下に掲げる事項の再発防止対策を講ずる。また、今回の事故で顕在化した除染用設備及び身体汚染検査の管理に関する問題についても改善を検討した。
(1) 汚染の発生防止について（問題となる事象(1)～(4)）①

原因①の対策

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

35

②

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

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

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

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

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む試料は、放射線分解ガスの発生起源となる有機物等を加熱により分解・除去する【原因②の対策と同じ。】。
(b)

Pu、Am 等 α 線を放出する核種を含む粉末状の試料は、ポリ容器等の有機物との密着を避けるために金属容器に収納する。
(c) 容器材質については、内容物との物理・化学的反応や腐食が発生しない適切なものを選択する。
(d)炭化物等の空気中や貯蔵環境下で化学的に活性な物質は、安定化処理するか又は不活性環境下で安定に貯蔵する。
④

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

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

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

36

(b)

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

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

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

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

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



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

⑧

原因⑧の対策
福島燃料材料試験部は、DOE-STD レポートや IAEA Safety Report の核燃料物質の貯蔵に関する最新の安全情報や国内の核燃料物質の管理に関する情報等の知見を適宜入手し、レビューした上で関係規定類へ反映する【原因⑥の対策と同じ。
】。
⑨

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

37

(2) 被ばくの防止について（問題となる事象(5)）①

原因⑩及び⑪の対策
福島燃料材料試験部は、燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領 №6「燃料研究棟における放射線安全チェックリストの運用」を改正し、性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。
安全管理部は、以下の被ばく防止のための応急的な措置に関する対策を講ずるとともに、事故時の対応（関与）を明確にするため、大洗研究開発センター（北地区）放射線安全取扱手引を改正し、呼吸保護具の点検項目・基準・頻度、半面マスクの使用前点検、顔面近傍に汚染が付着している場合の対応について記載する。


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

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



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

②

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

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



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

以上の対策と直接的な原因の関連を表 8.4.1 に、また是正処置計画に基づく実施工程を図 8.4.1 に示す。
8.4.2 組織的な要因に対する対策

38

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

組織的な要因①の対策
燃料試験課は、保安規定の下部要領である燃料研究棟使用手引を改正し、保有する核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いの記録を管理することを記載する。あわせて、燃料研究棟

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

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

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

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

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

書」及び燃料研究棟

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

組織的な要因⑥の対策
福島燃料材料試験部は、燃料・材料工学ディビジョン（燃料試験課に兼務している燃料高温科学研究グループ）と連携し、今後廃止措置することが決定している燃料研究棟の計画を安全かつ計画的に進め39

ることができるよう、安全確保・維持に対する体制の一体化に向け検討し、実施する。
⑦

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

本体施設作業要領に核燃料物質の管理に関する文書を追加し、その中で保有する

核燃料物質の貯蔵（保管）、取扱いを行う上で必要な管理基準（核燃料物質の性状や状態、その他含まれている物質の性状等を含む。）及び管理台帳を整備するとともに、当該管理情報を組織内で利活用できる仕組みを構築する【組織的な要因①の対策と同じ。】。
⑧

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

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

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

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

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

及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」及び燃料研究棟

本体施

設・特定施設共通作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。
また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）
安全作業要領を改正し、個別業務に係る作業計画の作成手順を明確にする。

40

⑫

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

組織的な要因⑬の対策
燃料試験課は、原子炉施設及び核燃料物質使用施設等品質保証計画書「燃料材料試験施設に係る要領書」を改正し、保安活動に関する課員からの情報を意識して確認するなど、施設管理や作業管理に必要な情報が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを励行することを記載する。
⑭

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

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

組織的な要因⑯の対策
大洗研究開発センター所長及び福島燃料材料試験部長は、施設管理が適切にできるよう管理スパンを考慮するなど、ラインとしてチェックや適切な判断ができるような体制を構築する。
⑰

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

組織的な要因⑱の対策
大洗研究開発センターは、広範な身体除染を伴う事故を想定した定期的な訓練の実施について原子力

防災訓練中期計画に定めるとともに、各部署の事故対策要領等に必要な資機材の整備を含め緊急時対応の手順を定める。
また、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし、放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアルを改

41

正する。
直接原因との関連を踏まえ、以上の対策について組織的な要因との関連を表 8.4.1 に、是正処置計画に基づく実施工程を図 8.4.1 に示す。
8.4.3 事故発生後に顕在化した問題の改善について① 除染用設備の管理
除染用シャワーについて、保安規定の下部要領「福島燃料材料試験部事故対策要領」及び「放射線安全取扱手引」に基づき定期的に点検を行っていた。しかし、今回の事故対応において身体除染の際に除染用シャワーに不具合があり、別建家からホースで洗浄水を引き込むなど、除染用シャワーが必要なときに使えなかったことから、管理区域の放射線管理における洗浄設備の管理に問題があった。
これに対する直接的な要因と対策は次のとおりである。
・直接的な要因：燃料試験課担当者は、手洗い水の出方が悪くなっていることに気が付いた際に、原因である減圧弁を補修（交換）し正常な状態にする必要があったが、出方が多少悪くなっても利用できるため、問題ないと考えたものの、除染用シャワーが長時間利用できなくなることに気が付かず、適切に補修していなかった。
・対策：燃料試験課は、除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよう、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に、除染用設備の点検内容等を定めた No31「管理区域内共通設備・資材の点検要領」を追加する改正を行う。
②

身体汚染検査の管理
作業員の身体除染後、燃料研究棟の管理区域から退出する際には、保安規定の下部要領「放射線安全取扱手引」に基づき身体汚染検査を行い検出下限値未満であると判断されているが、結果として身体汚染が残留していたことが問題であった。
これに対する直接的な要因と対策は次のとおりである。
・直接的な要因：放射線管理第 2 課員は、除染用シャワーにより身体汚染の除染を行ったのちの汚染検査の際に、時間をかけて α 線のダイレクトサーベイを実施したが、汚染が残っていることに気が付かなかった。
・対策：安全管理部は、身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にするため、放射線管理マニュアル（北地区）を改正し、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を定める。
また、これらの原因についても組織的な要因を抽出し対策を検討した。
①

除染用設備の管理に関する組織的な要因及び対策
・組織的な要因：燃料試験課は緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法を明確にする必要があったが、使用状況を勘案してその都度補修（交換）を検討しているなど、重要度に応じた設備の保守点検に関するルールを明確にしていなかった。
・対策：燃料試験課は、燃料研究棟本体施設・特定施設共通作業要領に文書を追加し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備

42

管理を徹底する。また、福島燃料材料試験部における燃料研究棟以外の施設に対しては、燃料材料試験施設（南地区）安全作業要領を改正し、緊急時対応設備が故障した場合あるいは故障の予兆が確認された場合の保守点検方法のルールを明確にし、設備管理を徹底する。
②

身体汚染検査の管理に関する組織的な要因及び対策
・組織的な要因：安全管理部（放射線管理第 2 課）は、身体除染後に汚染検査を行う場合、検出漏れが起きない方法で測定し、その後も継続して確認する必要があったが、除染後の汚染検査に関する手順等を明確にしていなかった。
・対策： 安全管理部（放射線管理第 2 課）は、顔面付近に付着した放射性物質の除染の方法等及び広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法等を明確にし放射線安全取扱手引及び放射線管理マニュアルを改正する。
なお、この対策は「8.4.2 組織的な要因に対する対策」の組織的な要因⑱の対策と同じである。
以上の原因と対策についての関連を表 8.4.1 に、また是正処置計画に基づく実施工程を図 8.4.1 に示す。
8.5 原因及び対策の整理
8.5.1 直接的な原因及び対策の整理(1) 今回の事故における直接的な原因（12 項目）及びその他顕在化した除染用設備と身体汚染検査の問題の原因（2 項目）と合わせて、合計 14 項目の原因が保安要求に対して十分でなかった。それぞれ対策を講ずる必要があるが、今回の事故の原因として最も深刻と考えられる原因は、以下の貯蔵時とその後の点検時の 2 点である。
①

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

②

平成 8 年、ポリ容器の破損や樹脂製の袋の膨張を確認したにもかかわらず、放射線安全取扱手引の要件（貯蔵の条件）に反し金属容器への変更や点検などの改善及びこれらの情報が継承されなかった。

このため、以下の対策を早急に講ずることとする。


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



核燃料物質の貯蔵に関する情報として必要な事項（放射能・放射線情報、同梱物の性状、使用履歴等）を手順に明確にし、それらの記録の長期にわたる管理を確実なものとする（原因③の対策）。



核燃料物質を安定して保管するために、核燃料物質の貯蔵及び管理に関する基本的な基準を策定する（原因④及び⑤の対策）。

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

43

①

貯蔵容器の点検等の計画段階において、貯蔵容器の内容物に関する情報を調査したものの、核燃料
物質は安定化した状態で保管されていると思い込み、作業場所としてフードを選定するとともに、汚染のリスクを防止する詳細な作業計画書を作成していなかった。

②

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

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



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

8.5.2 組織的な要因及び対策の整理「8.3.2 組織的な原因分析」で抽出した 18 項目の組織的な要因について JOFL の分類を用いて、以下の 8 項目に再整理した。
(1) 業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない【組織的な要因⑤】(2) 施設保安に係る体制が一体化していない【組織的な要因⑥】(3) 核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない【組織的な要因①、②、⑦】(4) 核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない【組織的な要因③】(5) 国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない【組織的な要因⑧、⑨、⑭、⑮】(6) 作業手順等のルール化する仕組みが十分でない【組織的な要因④、⑪、⑫、⑱】(7) 潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた【組織的な要因⑩（⑦）
、⑬】(8) 自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった【組織的な要因⑯、⑰】
また、この 8 項目の組織的な要因を踏まえ、今回の事故の根本的な原因を特定するため以下の 3 項目に分類した。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）。
⇒組織的な要因(1)から組織的な要因(3)が該当する。
品質マネジメントシステムの「業務の実施に関するプロセスの妥当性確認」をするための仕組みを構築する。また、燃料研究棟のように廃止措置に向けて一体となった安全管理を行うため、施設保安に係る体制を見直しするなど、より確実に安全を確保できる体制に充実を図る。
(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でなかった。
⇒組織的な要因(4)及び組織的な要因(5)が該当する。
国際的基準や他施設の知見を踏まえ、核燃料物質の貯蔵に関する管理情報（技術基準）を速やかに整備するとともに、定期的な点検の実施や整備された管理情報等が有効に利用できるような仕組みを構築する。

44

(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でなかった。
⇒組織的な要因(6)から組織的な要因(8)が該当する。
安全確保に対する慎重さを向上させるため、安全（異常兆候）に対する感受性を高めるとともに改善に向けた活動（問いかける姿勢）を行う。改めて、機構の安全方針に掲げている「安全確保を最優先とする原点に立ち返り、潜在する問題を洗い直し、改善活動を展開し、一人ひとりが自分の役割と責任を自覚して行動しなければならない。」ことを現場で実践していく。
8.5.3 根本的な原因の特定及び対策
上記(1)、(2)及び(3)が十分でなかった要因を更に深く掘り下げると根本的な原因には、「核燃料物質の貯蔵・取扱いに関し、基準類や類似施設の水平展開等から得られる最新の知見の調査・反映及び緊急時対応に際して的確に行動できるよう事前の備えが十分でないなど、保安活動を改善する取組が十分でなかった：(a)保安活動を改善する取組が十分でなかった。」こと及び「現場作業を計画、実施した際、潜在的リスクに対して慎重さ（問いかける姿勢）が十分ではなく、定常作業として Pu 汚染の可能性がある状態の作業をフードで行ったことなど、誤った判断を避ける取組が十分でない：(b)潜在的リスクに対して慎重さが十分でなかった。
」ことが挙げられる。
そして、(a)及び(b)が十分でなかったのは、すなわち「長期間にわたり保管してきた核燃料物質のリ
スク及び緊急時対応に関する課題について上級管理者の把握が不十分であり、必要な安全対策、処置等に係る方針、指示、確認等を行うことが十分でない： (c)上級管理者の関与が十分でなかった。」ことが根本的な原因として挙げられる。これらの根本的な原因について、以下のような対策を講ずる。
(a) 保安活動を改善する取組が十分でない。
・ 管理者は、施設の保安管理を適切に行うため核燃料物質の取り扱いについて最新の知見等が反映されているか、起こり得る事故・トラブルに備え緊急時対応にかかる作業手順等によって明確になっているかなど、レビューを確実に行う。
・ 部長は、複数の組織で共通する不適合や気づき事項を確実に再発防止や未然防止につなげる仕組
みを構築する（部レベルの是正措置プログラム（CAP）の実施（充実）や専門家（核取主務者等）の関わり等）。
(b) 潜在的リスクに対して慎重さが十分でない。
・ 管理者は、個別業務の計画を策定する手順に従った計画の作成及び妥当性の確認（潜在的リスクの抽出及び処置）を実施していることを複数の視点で確認するなど、潜在的リスクに対する確認を確実にする。
・ 管理者は、リスクに対する感受性を高めるため、今回の事故を教訓に、事故の原因がどこにあるかを理解した上で事例研究を行い業務に反映する。その際、自らの業務に照らした場合にどのような潜在的リスクがあり、そのリスクを低減・改善するための措置を検討し実践する。
(c) 上級管理者の関与が十分でない。
・ 上級管理者（所長、部長）は、保安活動における課題を吸い上げ、管理者に必要な安全対策、処置等に係る具体的な活動方針（計画）を示し、活動状況を適宜確認し指導するなど、継続的改善が定着する環境をつくる。

45

9．再発防止に向けた水平展開
本事故の発生に伴い、原子力機構全体で安全最優先の再徹底を図るとともに、核燃料物質を扱う類似の全作業を停止した（添付 9.1 参照）。類似事象の再発防止の観点で今後実施する水平展開に向けて核燃料物質の管理状況、核燃料物質を貯蔵又は保管する容器（以下「貯蔵容器等」という。）の健全性を確認するための調査、点検を実施した。また、調査の結果を踏まえ、貯蔵容器等について、ガスの発生及び破裂の観点で、確認、評価し、安全に貯蔵又は保管されていることを確認した。燃料研究棟で破裂した貯蔵容器と同種の容器については、別途記録等を詳細に確認しており、原因究明の結果に基づく再発防止対策を踏まえ、適切に対応する（添付 9.2 参照）。
また、燃料研究棟においては、樹脂製の袋の外側の金属容器が、臨界防止の観点から浸水を防ぐ安全上の機能を有しており、使用許可上の貯蔵容器となっている。燃料研究棟では、今後、貯蔵容器の蓋を開ける作業をグローブボックス等の気密設備において行う。原子力機構の他の施設では、燃料研究棟と同様に樹脂製の袋の外側に容器を使用している例はあるものの、安全上の機能は期待しておらず、樹脂製の袋の内側で核燃料物質を収納した容器が貯蔵容器となっている。上述のとおり、これら貯蔵容器の健全性は確認しており、その蓋を開ける作業は、グローブボックスやセルで行われていることを確認した。
原因究明及び原因分析の結果に基づき「8. 原因分析及び対策」でまとめられた再発防止対策及び大洗研究開発センターにおける是正処置の結果を踏まえ、核燃料物質の安定化処理、貯蔵容器等の材質など核燃料物質の安全な取扱いに係る事項及び重度の身体汚染が発生した場合の早期の退域など内部被ばくの防止に係る事項について、原子力機構の「安全に関する水平展開実施要領」に従い各拠点に水平展開する（一部実施）。
(1) 核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
本事故の再発防止対策を反映し、核燃料物質を安全に取り扱うための機構共通の「管理基準」を策定した（添付 9.3 参照）。
管理基準では、本事故の対策を基準として以下の内容等を規定した。
・Pu を貯蔵する場合には、有機物との混在を防止するため、原則として安定化処理を行うこと。
・Pu を貯蔵した容器の点検を行う際に、閉じ込めの境界を開封して行う点検は、セル、グローブボッ
クスその他の気密設備（以下「セル等」という。）で行うこと。
・内容物が明確に確認できない場合には、セル等で内容物の確認を行うこと。
・核燃料物質を貯蔵する容器は、腐食等が発生しにくい材料が使用されていること。また、蓋が容易に開かず、核燃料物質が漏えい等により散逸して汚染の生じるおそれのない構造であること。
・容器ごとに核燃料物質の物理的・化学的性状、重量、安定化処理の実施状況等の情報が記録として保存されていること。
各拠点においては、本管理基準を拠点の要領へ反映し、順次運用を開始するとともに、あわせて停止していた類似の作業を再開する。
(2) 広範な身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
核燃料物質等で身体汚染した場合の汚染されたエリアからの退出、身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する方法や手順を検討し、広範な身体汚染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置について、被ばくの防止に関する対策を反映した機構共通のガイドラインを策定する。

46

ガイドラインは、以下の内容を検討し策定する（添付 9.4 参照）。
・汚染されたエリアからの退出、身体汚染者の除染及び身体汚染測定に関する対応の基本原則（対応の優先順、人命尊重、内部被ばくの防止、汚染拡大の防止等）
・汚染されたエリアから退出する際の身体汚染者の内部被ばく防止のための措置及び汚染エリアからの汚染拡大防止のための措置
・身体汚染者の内部被ばく防止及び汚染拡大防止を踏まえた除染措置（除染開始前の準備、除染及び除染終了等の確認・判断）・身体汚染者の汚染状況を確認するための除染前後の測定方法及び測定時の留意点
各拠点においては、平成 29 年度内に本ガイドラインに基づく要領等の制定や改正等を行い、順次運用を開始する。
(3) 緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施
今回の事故を踏まえ、全拠点を対象に、緊急時の対応に必要となる除染設備（除染用シャワー及び除染キット）、グリーンハウス・養生資材の配備状況等の現状を確認した。その結果、現状の除染設備等は、
緊急時に迅速に対応可能な状態で適切に維持管理されていることが確認されたが、これらの設置や点検について要領書等で明確に記載されていない例が見受けられた。そこで、核燃料物質による室内広域汚染及び内部被ばくの対応を的確に実施できるよう、施設ごとに汚染発生時の対応に必要な設備を明確にするとともに、設備の機能維持を確認するための定期的な点検方法について要領書へ計画的に反映している。
また、今回の事故のような重度の身体汚染を想定した緊急時対応設備を用いた訓練については、多くの拠点で実施されていないことが確認された。そこで、全拠点の主要な施設（室内広域汚染の発生が考えられる施設）において、グリーンハウスの設置及び身体除染の訓練を実施する計画を立案し、以下の事項に留意して実効性のある訓練を順次実施している。
・事故発災時など必要な時に適切に設営できるよう、訓練目的を理解した上で実施する。
・事故想定や現場の環境に見合った手順、要員、資機材等で実施する。
・訓練の評価は適切な者によって行うとともに、評価によって抽出された問題点を次回の訓練に反映する。
・身体除染訓練では、被災者のみならず、被災者の除染を介助する者の訓練も実施する。
訓練によって得られた知見は、必要に応じて上記(2)に記載のガイドラインに反映している。また、今後も継続して訓練が実施されるよう、室内広域汚染を想定した訓練について拠点の毎年の訓練計画に定めることとし、事故時に対応できる作業員の数を増やすとともに、作業員の事故対応のスキルアップを図るなど、継続した改善に取り組んでいく。
大洗研究開発センターにおける訓練の実施状況と今後の取組については、添付 9.5 に示す。
10．まとめ平成 29 年 6 月 6 日の事故発生後、樹脂製の袋の破裂に係る原因究明、作業員の被ばく評価、現場復
旧等に取り組んできた。今般、樹脂製の袋の破裂に至った原因を特定したこと、放射性物質の摂取に至った原因を推定したこと、事故発生に至った原因の分析を行って再発防止対策を策定したこと及び現場復旧の見通しを得たことから、それらの結果及び状況を取りまとめ、第 3 報として報告する。

47

事故の原因究明に係る対応では、樹脂製の袋の破裂に関して、破裂時の状況調査結果、作業員への聞き取り調査結果、有機物の放射線分解に関する検証試験結果等を基にフォルトツリー解析を行った。その結果、樹脂製の袋の破裂に至った原因は「内部でのガス発生」であり、Pu からのα線により「混入有機物（エポキシ樹脂）」、「ポリ容器」及び「混入水分」が分解して水素やメタン等のガスが発生し、樹脂製の袋が膨張したことが要因であることを推定した。さらに、貯蔵容器内容物及び飛散物の詳細な調査を行った結果、樹脂製の袋が破裂に至った主な原因は「混入有機物（エポキシ樹脂）」によるもの
であることを特定した。樹脂製の袋の破裂に至る推定シナリオに基づいて 21 年間の貯蔵期間における樹脂製の袋の内圧を計算した結果、当該貯蔵容器開封時と同様な樹脂製の袋の破裂又は破損状況となる
内圧以上であることを確認した。
被ばく評価に係る対応では、外部被ばく線量の評価を行うとともに、作業員のバイオアッセイ試料を分析し、量研

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

48等）を手順に明確にし、それらの記録の長期にわたる管理を確実なものとする。
・今回発生した事故に関する原因（エポキシ樹脂と Pu の放射線による影響でガスが発生すること）と対策を教育する。
抽出した直接的な原因を踏まえ、その背後にある組織的な要因を抽出するため、根本的な原因分析を実施した。その結果、18 項目の組織的な要因を明らかにした。このうち、抽出した 18 項目を対象に組織的な要因及び対策の整理を行った。その結果、以下の 8 項目に集約された。
(1) 業務に対する管理体制（意思決定プロセス）が不明確となっていた（封入時）①

業務プロセスに関する妥当性確認の仕組みが明確でない。

②

施設保安に係る体制が一体化していない。

③

核燃料物質の貯蔵に関する技術基準等の仕組みが構築されていない。

(2) 原子力安全に係る知見を業務に反映する取り組みが十分でなかった（封入・保管管理）。
④

核燃料物質の貯蔵に関する保安教育に対するチェックが十分でない。

⑤

国際的基準や他施設の知見を反映する予防処置の取り組みが十分でない。

(3) 安全確保に対する慎重さ（常に問いかける姿勢）が十分でなかった（作業計画・作業時）。
⑥

作業手順等のルール化する仕組みが十分でない。

⑦

潜在的なリスクに気付かず、安全確保に対する慎重さに欠けた。

⑧

自ら作業し、管理者の役割を十分果たせなかった。

これらの要因を更に深く掘り下げると根本的な原因には、(a)保安活動を改善する取組が十分でなかった。
(b)潜在的リスクに対して慎重さが十分でなかった。
そして、(a)及び(b)が十分でなかったのは、(c)上級管理者の関与が十分でなかった。
ことが挙げられる。これらについて「8.5」で掲げた対策を行い、手順等による仕組みの改善や常に潜在的リスクを念頭に置いて保安活動の継続的な改善を行い、再発防止を徹底する。
原子力機構は、本事故の再発防止対策を踏まえ、以下の水平展開を実施し、原子力機構全体で安全確保の維持・向上を図る。
・核燃料物質の管理基準の策定と拠点要領への反映
・広範な身体汚染が発生した場合の措置に係るガイドラインの策定と拠点要領への反映
・緊急時対応設備及び資機材の調査並びに訓練の実施
現場復旧については、まず、フード（H-1）までのアクセスルートを確保し、フード（H-1）内の貯蔵容器の蓋を固定し、フード（H-1）から貯蔵容器を搬出して 108 号室から 101 号室内のグローブボック
ス群（123-D、124-D）内へ移動した。その後、グリーンハウスの更新等により汚染管理の強化を図った
後、フード（H-1）及び 108 号室の汚染検査・除染作業を行った。フード（H-1）の汚染検査と除染については、フード（H-1）内外表面の汚染検査を行いながら、除染作業及び固着汚染の固定を行った。108
号室の汚染検査と除染については、床面に対して実施した後、壁面、天井とグローブボックス等の機器に対して実施している。
平成 29 年 9 月 8 日に燃料研究棟において作業員の特殊作業衣等の汚染事象が発生し、その応急処置を実施した上で不適合管理を実施した。これを受けて 108 号室の作業を中止し、作業手順等の緊急点検を実施した。また、101 号室の汚染事象の不適合管理により抽出された改善点を反映して作業計画書を49

改訂し、作業員の教育を実施した。これらにより作業の安全対策の強化を図り、108 号室の汚染検査・除染作業を再開して、108 号室の除染作業、汚染検査を完了し、平成 29 年 10 月 16 日に立入制限区域を解除した。
原子力機構は、今回の事故を深く反省し、核燃料物質を取り扱う研究開発機関としてのこれまでの実
績に驕ることなく、リスクを考慮したより慎重な保安活動を徹底し、安全確保に努める。

50

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

天井面

800

700

600

500

400

200

300

100

000

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

03

02

床面側

01

【除染後の表面密度】
900

天井面

800

700

600

500

400

200

300

100

000

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02

床面側

01

1 未満

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.12

A壁面の除染前後における表面密度分布84【測定方法】化学雑巾による拭き取り後、サーベイメータにより化学雑巾を測定【除染前の表面密度】
000
天井側

100

200

300

400

500

600

700

04
0.03

0.03

0.01

< 0.01

0.02

0.06

0.01

03

フード
(H-1)設
置のため
壁露出面
無

02
0.02

床面側

01

実験台が設置されており、壁面の露出はない。

【除染後の表面密度】
000
天井側

100

200

300

400

500

600

700

04
ND

ND

ND

ND

ND

ND

ND

03

02
ND

床面側

01

フード
(H-1)が設
置されて
おり、壁
面の露出
はない。
1 未満

1

実験台が設置されており、壁面の露出はない。

2

3

4

5

6

7

8

9

10 以上

[Bq/cm2]

ND：検出限界未満

図6.2.14

L壁面の除染前後における表面密度分布
86

(4)

(3)

装置

除染前(最大)除染後

備考(3) GB(812-D)

5.40 Bq/cm2

ND

固着汚染無

(4) GB(811-D)

1.24 Bq/cm2

ND

一部固着有

(H29.9.20撮影)(4)(H29.9.20撮影)

ND：検出限界未満

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

グローブポート部のビニル養生*) SP：ストリッパブルペイント

図6.2.20

SPにより床面の汚染を固定した。
(固定後)装置の除染前後における表面密度測定結果（2）92フィルタ木枠上面(SPで固定)
除染前：最大12.96Bq/cm2(H29.10.4撮影)(6)

電線管表面(SPで固定)(5)
除染前:12.80Bq/cm2

ベローズ：SPを塗布

除染後:検出限界未満(H29.10.4撮影)(H29.10.3撮影)装置

除染前(最大)除染後

備考(5) GB(802-W)

2.43 Bq/cm2

ND

固着汚染有

(6) GB(801-W)

1.24 Bq/cm2

ND

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

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

電線管表面及びポート留め具等(SPで固定)(H29.10.5撮影)

(5)
(6)

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

図6.2.21

装置の除染前後における表面密度測定結果（3）
93

105

原子力科学研究所 研究炉加速器管理部 次長

内部委員

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

安全管理部安全対策課マネージャー

照射試験炉センター計画推進室副主幹（材料試験炉部計画管理課マネージャー）

材料試験炉部照射課主査

安全管理部放射線管理第１課長

安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長

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

原子力科学研究所福島技術開試験部臨界技術第１課員

福島燃料材料試験部燃料試験課主査

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

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課マネージャー

福島燃料材料試験部燃料技術管理課マネージャー

次世代高速炉サイクル研究開発センター上級嘱託

オブザーバー

高速実験炉部次長

高温工学試験研究炉部次長

原因分析チーム

サブリーダ：

原因分析チーム

品質保証推進委員会

大洗研究開発センター

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

原子力安全推進協会 執行役員
安全システム本部 システム基盤部長

外部委員

高速増殖原型炉もんじゅ 所長代理

原子炉廃止措置研究開発センター所長

環境保全部長（現 環境保全部主席）

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

安全・核セキュリティ統括部 安全・核セキュリティ推進室

原子力科学研究所 福島技術開発試験部
臨界技術第1課

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課
マネージャー

安全・核セキュリティ統括部 次長

安全・核セキュリティ統括部 技術主席

安全・核セキュリティ統括部 上級技術主席・部長：

委員長代理：

委員長

根本原因分析等評価委員会

燃料研究棟汚染事故に関する根本原因分析等評価委員会

チームリーダ：(大洗原因分析チーム員）（技術専門家）チームリーダ：分析チーム

燃料研究棟における汚染に関する根本原因分析チーム

安全・核セキュリティ統括部長

理事長

106
受講者が教育内容を理解していること。

要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

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

福島燃料
材料試験
部

福島燃料
材料試験
部

④

⑤

4

5

図8.4.1

平成30年1月31日【処置完了】
平成29年11月15日

平成30年3月30日

平成30年1月31日

有効性評価

平成29年11月
特定平成29年12月

教育

教育

制定

改正

教育

制定

有効性評価

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（1/8）

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

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

手引に基づき、課内要領が整備され運用されていること。

福島燃料
材料試験
部

燃料研究棟使用手引改正及び教育①
・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録を作成・管理することを記載する。【①③】・貯蔵している核燃料物質の定期点検を行うことを記載する。【⑤】・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を取り入れた注意事項を追記することを記載する。【⑥⑧】
・貯蔵容器の蓋を開ける作業はグローブボック
ス等の気密設備内において行うことを定める。
【⑦⑨】

平成30年1月31日

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

福島燃料①③⑤⑥⑦⑧⑨ 材料試験
部

①②③⑤

2

平成29年12月28日

是正処置完了予定日

特定した事項が作成する要領に反映されていること。

評価指標

貯蔵に関する必要な事項の特定

実施項目

福島燃料
材料試験
部

担当部署

3

①③

直接原因項目

1No.

1.直接的な要因に係る事項
平成30年2月

教育改正

平成30年3月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年6月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

107

⑩⑪

⑫

10

11

⑦⑨

8

⑦⑩⑪

⑦

7

9

⑥⑧

直接原因項目

6

No.

安全管理
部

平成29年11月

改正

改正

申請

改正

改正

教育

教育

教育

制定

平成29年12月

教育

教育

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（2/8）

平成30年1月31日

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

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

安全管理部

図8.4.1

平成30年1月31日

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

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

【処置完了】
平成29年12月15日【処置完了】
平成29年12月15日

要領に基づき作業計画が作成されていること。

福島燃料
材料試験
部

候を確認した場合に作業を停止するホールドポ
イント（作業中断点）を明確にして作業計画に盛込むことを手順として定める。【⑦⑨】

射性物質の安全取扱い、作業方法（作業場所及び防護装備の選定を含む。）等の基本的事項を明確にし、作業計画に盛込むことを手順として定める。【⑦】平成29年12月28日

平成29年12月28日

是正処置完了予定日

共通施設作業要領「No.6燃料研究棟における放射線安全チェックリストの運用」改正及び教育・ 取り扱う核燃料物質が不明瞭で安全が確認できない場合は、事前に作成する放射線安全
チェックリストの項目「呼吸保護具の使用について」及び項目「身体防護具の使用について」 要領に基づき作業計画においにおいて、汚染事故の発生も想定し、安全性の て適切な装備が選定されてい高い上位の装備を選定するよう記載する。
ること。
【⑦】
・性状不明で安全性に疑義がある放射性物質等を取り扱う場合には、汚染事故の発生も想定して、安全性の高い上位の装備を選定するよう記載する。【⑩⑪】

福島燃料
材料試験
部

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

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

福島燃料
材料試験
部

共通施設作業要領「No.3燃料研究棟における作業計画区分」改正及び教育入手した情報について要領に基づく記録が作成されている
こと。

評価指標

「燃料材料試験施設に係る要領書」コミュニ
ケーション要領(仮名）の制定及び教育
・核燃料物質の貯蔵に関する最新情報や知見を適宜入手、リスト化し、逐次レビューを行い、対応が必要な情報について関係規定に反映する仕組みを構築する。【⑥⑧】

実施項目

福島燃料
材料試験
部

担当部署

平成30年2月

有効性評価

平成30年3月

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

108

②

③

④

3

4

①

要因項目

2

1

No.

平成30年4月27日

平成30年3月30日

改定(11/30）

教育改正

平成29年12月

平成30年2月

レビューの視点の検討

教育資料の作成

実施及び達成状況の確認

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（3/8）

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

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

図8.4.1

原因分析の結果を反映し、今回の事故の顛末及び教訓を含む教育資料が作成されていること。

平成29年11月30日

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

センターの品質目標を改定し、今回の事故の教
安全管理部 訓（原因分析結果を含む）の教育の実施を施策として明確に示す。

今回の事故の顛末及び教訓を教育資料にまとめ
安全管理部
る。

平成29年12月28日

文書レビューが実施され、レビュー記録が作成されていること。

平成30年3月30日

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

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

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

燃料研究棟使用手引の改正及び教育
福島燃料材 ・貯蔵容器に貯蔵した核燃料物質の記録及び取 手引に基づき、課内要領が整備され運料試験部り扱い(使用）の記録の管理について課内要領に 用されていること。
従い管理することを記載する。

評価指標

平成30年3月30日

実施項目

燃料研究棟 本体施設作業要領「核燃料物質の管理」（仮名）の制定及び教育
福島燃料材
要領に基づく記録が作成されているこ・「貯蔵」に加え、取り扱い（使用）に必要な料試験部と。
情報を整備し、記録として管理するよう記載す
る。

担当部署

2.組織的な要因に係る事項

制定

有効性評価

教育

改正

教育

改正

教育

制定

平成30年3月

教育

有効性評価

平成30年4月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

109

⑦

⑧

8

⑥

6

7

⑤

要因項目

5

No.

実施項目

図8.4.1

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

平成30年4月27日

教育

制定

教育

改正

教育

改正

平成29年12月

事例研究

平成30年2月

有効性評価

組織の見直し教育改正

平成30年3月

有効性評価

平成30年4月

仕組みの構築教育【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台帳）。】

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（4/8）

情報共有の仕組みの充実及び教育
安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理
安全管理部 に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実するとともに適宜施設の管理の改善に反映する仕組みを構築し、教育する。

平成29年12月28日

入手した情報について要領に基づく記録が作成されていること。

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

平成30年2月28日

平成30年3月30日

受講者が教育内容を理解していること。

平成29年12月28日

平成30年3月30日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

福島燃料材【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台【組織要因A-1-1の内容と同じ（管理台帳）。】
料試験部
帳）。】

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

次年度の年間教育計画に教育が計画されていること。

体制の一体化に向けた組織の見直しが行われていること。

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

「燃料材料試験施設に係る要領書」教育・訓練の管理と重要業務に係る力量評価マニュアルの
福島燃料材
改正及び教育料試験部
・潜在的なリスクを保有するものに対して感受性を高める教育を行う仕組みを記載する。

部内において保安活動に係る重要事項の審議が実施されていること。

課内の検討会が開催され、安全への影
響等について審議が実施されているこ
と。

評価指標

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

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

担当部署

2.組織的な要因に係る事項

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年5月)

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

110

⑬

13

⑪

11

⑫

⑩

10

12

⑨

要因項目

9

No.

平成29年12月28日「福島燃料材料試験部品質保証に係わる管理要領書」コミュニケーション要領(仮名）の制定及
び教育
施設管理や作業管理に必要な情報につ
福島燃料材
・保安活動に関する課員からの情報を意識して いては、フェイス・ツー・フェイスに料試験部確認する等、施設管理や作業管理に必要な情報 て情報共有されていること。
が適切に報告され、フェイス・ツー・フェイスを基本として情報共有することを記載する。

図8.4.1

平成30年4月27日

改正した要領に基づき、作業計画が作成されていること。

「作業の安全管理要領（安管部通達）」、「非定常作業の安全管理要領（所通達）」及び「大洗研究開発センター(北地区)放射線安全取扱手引（所通達）」の改正及び教育
安全管理部 ・3H作業の定義を具体的に明記
・作業手順の明確化（作業要領等の緊急点検で得られた課題の反映を含む）
・一般安全チェックシートへホールドポイント
に関する項目を追加

平成30年1月

平成30年2月

教育

制定

教育

改正

改正案検討

改正

教育

【組織要因A-1-7の内容と同じ。】【組織要因A-3-6の内容と同じ。】

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（5/8）

平成29年12月28日作成された作業計画において、3H作業
に対する作業手順が記載されていること。

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

平成30年3月30日

平成30年1月31日

改正された要領に基づき個別業務に係るレビューが実施されていること。

要領に基づき作業計画が作成されていること。

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

平成30年2月28日

平成30年4月27日

是正処置完了予定日

福島燃料材料試験部QA要領書の改正及び教育
福島燃料材・個別業務に係るレビューの視点について具体
料試験部
化する。

【組織要因A-1-7の内容と同じ】

福島燃料材【組織要因A-1-7の内容と同じ】
料試験部

評価指標

【組織要因A-3-6の対策に同じ。】

実施項目

安全・核セ
キュリティ 【組織要因A-3-6の対策に含む。】
統括部

担当部署

2.組織的な要因に係る事項

有効性評価

改正

改正

平成30年3月

教育

教育

平成30年4月

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年7月)

有効性評価(平成30年7月)

有効性評価(平成30年5月)

平成30年度

111

⑭

⑮

⑯

⑰

⑱

15

16

17

18

要因項目

14

No.

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

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

放射線安全取扱手引きの改正及び教育
顔面近傍に付着した放射性物質の拭き取り、半安全管理部 面マスクの交換時や鼻スミヤ採取時の汚染の拭
き取りや固定方法など身体除染の方法をセンター文書で明確にする。

放射線管理マニュアルの改正及び教育
核燃料物質等で広範な身体汚染が発生した場合の除染後のサーベイメータによる汚染測定方法
や手順、測定上の注意事項を検討し、放射線管安全管理部 理マニュアルに定め、教育訓練を実施する。検討に当たっては、機構大の「広範な身体汚染が発生した場合の汚染管理を踏まえた措置についてのガイドライン」策定のＷＧに参画し、他拠点の意見も取り入れる。

図8.4.1

平成30年4月27日

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

各部の事故対策要領等の改正及び教育
事故対応資機材の整備を含む緊急時対応の手順

安全管理部

改正

改正案検討

改正

改正

有効性評価

改正案検討

平成30年1月

平成30年2月

体制構築

平成30年3月

教育

教育

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価する。

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価
する。
教育

改正

有効性評価
(平成30年10月)

平成30年度

平成30年度の教育訓練計画に基づき、訓練を実施し、有効性を評価
する。

有効性評価

教育

平成30年4月

改正【組織要因A-4-1の内容と同じ。】

仕組みの構築【組織要因A-2-1の内容と同じ。】

平成29年12月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（6/8）

平成30年1月31日

平成30年1月31日

平成30年3月30日

平成30年3月30日

原子力防災訓練中期計画に基づき訓練を実施していること。

【組織要因A-4-1の内容と同じ。】

安全管理部
福島燃料材 【組織要因A-4-1の内容と同じ。】
料試験部

平成30年3月30日

原子力防災訓練中期計画へ汚染事故を想定した訓練の定期的な実施を定める。

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

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

平成30年4月27日

平成29年12月28日

平成30年3月30日

是正処置完了予定日

安全管理部

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

情報共有の仕組みの構築及び教育
安全・核セキュリティ統括部と連携し安全管理
安全管理部に有用な情報等を関連部署に情報共有する仕組みを充実する。

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

安全に関する水平展開実施要領改正（安核部）
安全・核セ
海外情報や規制庁面談情報等を拠点に効果的にキュリティ展開できるよう、水平展開実施要領等に対応策
統括部を盛り込む。

評価指標【組織要因A-2-1の内容と同じ。】

実施項目

福島燃料材
【組織要因A-2-1の内容と同じ。】
料試験部

担当部署

2.組織的な要因に係る事項

112

改正案検討

教育

平成29年11月

改正

平成29年12月

教育

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（7/8）

身体汚染検
査の管理

2

図8.4.1

平成30年1月31日「放射線管理マニュアル（北地区）」改正及び教育
身体除染の方法や除染後の測・身体除染の確認の方法に関して、身体除染の方定方法に関する手順を明確に
安全管理部 法や除染後の測定方法に関する手順等を明確にすしたマニュアルを反映して訓るため、核燃料物質等で身体汚染した場合の身体練を実施していること。
汚染測定に関する方法や手順、教育訓練の実施を
記載する。

1

是正処置完了予定日【処置完了】
平成29年11月8日

評価指標

共通作業要領「No.31管理区域内共通設備・資材の点検要領」制定及び教育要領に基づく点検が実施さ
福島燃料材
・除染用設備の点検方法及び系統の保守管理に関 れ、記録が作成されているこ
料試験部
して、確実な点検及び適切な保守管理が行えるよ と。
う記載する。

実施項目

除染用設備
の管理

担当部署

項目

No.

3.1直接的な要因に係る事項

3.事故発生後に顕在化した事項

平成30年2月

平成30年3月

平成30年度の教育訓練計画に基づき、教育訓練を実施し、有効性を評価する。

有効性評価(平成30年10月)

平成30年度

113

1

身体汚染検
査の管理

除染用設備
の管理

2

要因項目

No.

図8.4.1

安全管理部 【組織要因B-1-2の内容に含む。】

教育

制定

教育

改正

有効性評価

平成29年12月

平成30年2月

平成30年3月【組織要因B-1-2の内容に含む。】

平成30年1月

燃料研究棟の汚染事故に係る是正処置計画工程表（8/8）

【組織要因B-1-2の内容に含む。】
平成30年1月31日

平成29年12月28日

燃料材料試験施設(南地区）安全作業要領の改正
及び教育
福島燃料材
(D-2 設備の運転・保守管理要領)
料試験部
・緊急時対応設備の特定、点検方法(点検結果の妥当性を含む。)を明記するための改正を行う。
要領に基づく点検が実施され、記録が作成されていること。

【処置完了】
平成29年11月8日

是正処置完了予定日

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

評価指標【処置完了】
平成29年12月15日

実施項目

燃料研究棟 本体施設・特定施設共通作業要領
要領に基づく点検が実施さ
福島燃料材 「緊急防護器材の点検要領」の制定及び教育
れ、記録が作成されているこ料試験部 ・事故を想定し必要となる設備、資機材を管理すと。
る要領を制定する。

担当部署

3.2組織的な要因に係る事項

有効性評価(平成30年10月)

有効性評価(平成30年7月)

平成30年4月

表 4.2.3 事故発生場所に係る時系列
日付

時間

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

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

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

11:35 頃

放射線管理第 2 課員（上記 2 名のうち 1 名）が管理区域へ入域

11:37 頃

放射線管理第 2 課員が実験室廊下の汚染無しを確認。負傷者無し

11:48 頃

6月6日

作業員 A から施設管理統括者である福島燃料材料試験部長へ汚染発生を連

11:30 頃

11:37 頃

平成 29 年

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

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

11:54 頃

施設管理統括者が 108 号室廊下にグリーンハウス設置を指示

12:00

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

12:00

大洗現地対策本部設置

12:20

モニタリングポスト（P－2）指示値異常無し。環境への影響無し

12:22

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

12:23

放射線管理第 2 課にグリーンハウス設置場所の汚染確認のための入域を依
頼

12:27

FAX（第 1 報）発信→12:52 FAX 着信確認完了

12:43

グリーンハウス資材の準備完了

12:45

グリーンハウス資材搬入準備開始

12:52

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

13:05

108 号室の壁 非常口等のすき間（外側境界）の汚染無し、目張りを実施

13:10

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

13:15
13:22
13:45

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

115

日付

時間
13:55

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

14:00

グリーンハウス骨組み設置完了、ビニルシート貼付け等作業開始

14:20

モニタリングポスト（P－2）指示値異常無し。環境への影響無し

14:29

108 号室入口グリーンハウス設置完了

14:30
14:30～

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

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

14:53

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

り；耳 500 cpm（1.7 Bq/cm2）（α線）。鼻腔内汚染検査結果：異常無し。シャワー室で除染実施[15:25-16:34]（シャワー開始後 1～2 分経過して流量が平成 29 年減少したため、ホースを敷設して燃料研究棟機械室から工業用水を引水し、6月6日

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

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

15:30

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

15:47～業衣）。半面マスク交換後に特殊作業衣等の脱装、鼻腔内汚染検査結果：3 Bq（α線）。シャワー室で除染実施 1)[18:22-18:52]（ホース使用）
作業員 E の汚染検査を実施：最大 100,000 cpm（322 Bq/cm2）以上（α線、16:07～

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

16:17

モニタリングポスト(P-2)指示値異常無し。環境への影響無し。

16:27

108 号室を立入制限区域に設定（17:05 通算第 4 報にて連絡）

16:51

グリーンハウス内作業員退出

17:05

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

18:15

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の指示値：変動無し

18:52

作業員 5 名全員の除染が完了

18:55

作業員 5 名全員の退域が完了

19:05

作業員 5 名が核燃料サイクル工学研究所に向けて出発

19:08

プレス文を FAX 発信

19:40

Pu ダストモニタ No.2（108 号室）の集塵用フィルタの交換を実施

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

116

日付

時間

内容

19:41

作業員が核燃料サイクル工学研究所に到着

19:59

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

平成 29 年
6月6日

20:04

囲内を確認
21:47

管理区域から防護資材等の片付け作業員が退出

22:05

作業員にキレート剤の投与を開始

23:33

6月7日

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

1:05

作業員全員のキレート剤投与を終了

1:42

作業員 5 名が大洗研究開発センターに到着

10:00

量研 放医研に向けて大洗研究開発センターを出発（作業員 5 名）

10:16

グリーンハウス増設のため、作業開始

10:42

モニタリングポスト(P-2)指示値異常無し。環境への影響無し

11:55

平成 29 年

範囲内を確認（この時刻以降、変動無し）。排気ダストモニタ：通常指示範

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

12:12

増設グリーンハウスの設置作業が終了

12:18

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

13:27

原子力規制庁に法令報告と判断した旨を報告（判断時刻：13:00）

16:41

108 号室内の汚染検査（スミヤ試料採取）のため、作業員 2 名が入域

17:05

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

17:05

作業員 1 名退域

17:09

作業員 1 名退域

18:36

スミヤ試料測定開始

18:55

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

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

6月8日

16:40

グリーンハウス内の整理・除染作業が終了

平成 29 年6 月 13 日

平成 29 年6 月 14 日

11:51

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

14:37

OSL 線量計回収開始

14:58

OSL 線量計回収終了

14:01

現場に入域

14:37

SD カードを管理区域から搬出

14:46

SD カードを現地対策本部へ搬送

14:50

SD カードが現地対策本部に到着

15:25

SD カード内の画像チェック開始

15:29

画像確認終了

117

日付

時間

内容

14:09

現場に入域

平成 29 年

14:53

108 号室へ入室

7月4日

15:17

アクセスルートの確保に係る作業を終了し、108 号室から退室

16:43

現場から退域

13:48

現場に入域

14:42

108 号室へ入室

14:54

貯蔵容器の蓋固定及び転倒防止治具取付を完了

14:59

ビニルシート及び飛散粒子を収納した金属容器を 108 号室から搬出

15:08

108 号室から退室

16:29

101 号室グローブボックス(123-D)へ金属容器を搬入

16:52

現場から退域

9:29

現場に入域

14:43

化学雑巾を用いた廊下の汚染検査を開始

18:24

汚染検査で確認された廊下の汚染拭取り等の作業を終了し、現場から退域

15:35

現場に入域

17:56

汚染管理の強化に係る作業を終了

18:09

現場から退域

9:41

現場に入域

10:30

金属製運搬容器へのスミヤ等の収納作業を終了

11:00

金属製運搬容器を管理区域から搬出、運搬準備開始

平成 29 年
7月6日

平成 29 年
7月7日
平成 29 年7 月 12 日

平成 29 年7 月 13 日

11:16

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

11:58

現場から退域

平成 29 年

14:48

現場に入域

7 月 14 日

17:19

グリーンハウス更新準備作業を終了し、現場から退域

10:12

現場に入域

16:20

グリーンハウスの解体終了

17:02

現場から退域

9:49

現場に入域

17:57

グリーンハウスの更新(床養生残し)

18:08

現場から退域

9:16

現場に入域

11:35

グリーンハウスの更新終了

15:36

貯蔵容器を 108 号室から搬出

16:45

101 号室グローブボックス(123-D)へ貯蔵容器を搬入

19:04

現場から退域

平成 29 年7 月 18 日
平成 29 年7 月 19 日

平成 29 年7 月 20 日118

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

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

平成 29 年
9月8日
平成 29 年
9 月 11 日
平成 29 年
9 月 19 日発生。当日の応急措置を実施
108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染作業を中断
101 号室の現場復旧のための措置を開始（9 月 13 日まで）
108 号室の壁、天井、グローブボックス等の汚染検査・除染作業を再開（10 月 5 日まで）

平成 29 年

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

10 月 6 日

で）平成 29 年
10 月 14 日
平成 29 年
10 月 16 日

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

119

120

現場復旧の実績

8/3

6) グリーンハウスの除染・解体・撤去

5) 108号室の全域養生撤去+汚染検査

8/23

10/14

10/6

10/5

10/15

10/15

立入制限区域解除▼10/16

9/8 9/19

8/22

継続的な改善4) 108号室内の天井部・壁面・GB他構造物の除染

3) 108号室内の粒子回収+床面除染

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

1‐1) 汚染管理の強化(2)本格的な現場復旧のための措置

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

(1) 安全確保のための措置

表6.2.1

表 6.3.1 作業員の外部被ばくによる実効線量
実効線量

人数

記録レベル(0.1mSv)未満

５名

表 6.3.2 作業員の内部被ばくによる実効線量（預託実効線量）
作業員

実効線量

A

_____mSv

B_____mSv

C_____mSv

D_____mSv

E_____mSv
注

記録レベル：1mSv

個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。

121

添付 6.3.2
作業員の内部被ばくによる実効線量の算定
原子力機構として行った作業員の内部被ばく実効線量の算定過程を以下に示す。
1. 測定結果
プルトニウム等による内部被ばく線量の評価材料として、初期の便バイオアッセイ結果及び肺モニタ結果（量研

放医研実施分）を確認した。確認した値を表 6.3.2-1 及び表 6.3.2-2 に示す。

なお、尿バイオアッセイ結果によりウランの排泄がないことを確認した。
表 6.3.2-1

初期の便バイオアッセイ結果
238

239

Pu+240Pu

241

241

作業員

試料採取期間A

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

B

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 12 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

C平成 29 年 6 月 8 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

D

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____BqE

平成 29 年 6 月 7 日-6 月 11 日_____Bq_____Bq_____Bq_____Bq

Pu

Pu

Am

注記）「<」は検出限界値未満であることを示す。
表 6.3.2-2 肺モニタ結果（放医研実施分）
239

241

作業員

測定日時

A

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqB

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqC

平成 29 年 6 月 7 日____Bq____BqD

平成 29 年 6 月 7 日、6 月 9 日以降____Bq____BqE

平成 29 年 6 月 9 日____Bq____BqPu

Am注記）「<」は検出限界値未満であることを示す。
個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。
2. 空気力学的放射能中央径及び吸収のタイプの評価
放射性物質の摂取に至った原因は、事故発生から管理区域退域までの間の吸入摂取によるものと推定
し、経口摂取は考慮しないものとした（詳細は別添本文 7.2 及び添付 7.2.1 参照）。108 号室の放射線管
理情報等の調査結果（詳細は別添本文 6.5 及び添付 6.5.1 参照）及び事故当時の作業状況の聞き取り調
査結果（別添本文 4.2 及び添付 4.2.1 参照）により、吸入摂取した放射性物質の空気力学的放射能中央
径及び吸収タイプを評価した。不確かな要素については保守的に評価した。表 6.3.2-3 に評価結果を示す。量研

放医研によるバイオアッセイ等の結果に基づく空気力学的放射能中央径及び吸収タイプの設

定は、放射線管理情報等の調査結果と比べても保守的であり、適切であることを確認した。また、量研
放医研が実施した肺モニタと初期便中の放射能比から文献1に基づき空気力学的放射能中央径を求める
方法についても確認し、適切であることを確認した。
1

H. Doerfel, et. al, General Guidelines for the Estimation of Committed Effective Dose from
Incorporation Monitoring Data, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH, Karlsluhe, FZKA7243 (2006)

188

表 6.3.2-3 空気力学的放射能中央径及び吸収タイプ（238Pu、239+240Pu、241Pu 及び 241Am）
作業員

空気力学的放射能中央径

吸収タイプ

A

1 µm

M

B

1 µm

M

C

1 µm

M

D

1 µm

M

5 µm

M

E
2

注記）吸収タイプ M の化合物

Pu：不溶性酸化物以外

Am：全ての化合物

3. 吸入摂取後の便中排泄割合と実効線量係数の決定
内部被ばくによる実効線量は、以下の式により算出した。
内部被ばくによる実効線量［Sv］＝摂取量［Bq］×実効線量係数［Sv/Bq］ ・・・・・・・・（1）
摂取量［Bq］＝初期の便バイオアッセイ結果〔Bq〕／吸入摂取後の便中排泄割合〔Bq/Bq〕
・・・（2）
吸入摂取後の便中排泄割合（当該期間の放射性物質の排泄量/放射性物質の摂取量）及び実効線量係数を、「2.」で評価した空気力学的放射能中央径と吸収タイプに基づき、IMBA3内蔵のデータから決定した。吸入摂取後の便中排泄割合を表 6.3.2-4 に、実効線量係数を表 6.3.2-5 にそれぞれ示す。
表 6.3.2-4 吸入摂取後の便中排泄割合
吸入摂取後の経過時間（日）

1 日当たりの便中排泄割合
空気力学的放射能中央径 1 µm

空気力学的放射能中央径 5 µm

吸収タイプ M

吸収タイプ MPuAm
-2

5.8×10Pu-2

1.1×10-1

1

5.8×10２

8.4×10-2

8.4×10-2

1.5×10-1

1.5×10-1

３

4.4×10-2

4.4×10-2

8.0×10-2

8.0×10-2

４

1.9×10-2

1.9×10-2

3.4×10-2

3.3×10-2

５

8.0×10-3

8.0×10-3

1.3×10-2

1.3×10-22

1.1×10Am-1

吸収タイプ「M」とは、放射性核種を含む化合物の肺から体内への吸収速度を速い(F)・中位(M)・遅い(S)と分類した上で、吸収速度が中程度（肺からの排出の近似的半減期が概ね 140 日程度で近似できる）の化合物が、吸入摂取した放射性核種の組成の主要成分であることを示す。
3
IMBA: (Integrated Modules for Bioassay Analyses）国際放射線防護委員会（ICRP; International
Commission on Radiation Protection）が推奨する標準的な代謝モデルに基づき英国放射線防護局が1998 年に作成した内部被ばく計算プログラム。

189

表 6.3.2-5 実効線量係数
238239+240

Pu

作業員

241

Pu

241

Pu

Am

A

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

B

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

C

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

D

4.35×10-5 Sv/Bq

4.73×10-5 Sv/Bq

8.48×10-7 Sv/Bq

3.93×10-5 Sv/Bq

E

3.01×10-5 Sv/Bq

3.26×10-5 Sv/Bq

5.83×10-7 Sv/Bq

2.71×10-5 Sv/Bq

4. 摂取量の算出
式(2)により摂取量を算出した。表 6.3.2-6 にその結果を示す。
なお、吸入摂取日時は、保守的に事故発生日時とした。
表 6.3.2-6 摂取量
238

作業員

239+240

Pu

241

Pu

241

Pu

Am

A

________Bq________Bq________Bq________Bq

B________Bq________Bq________Bq________Bq

C________Bq________Bq________Bq________Bq

D________Bq________Bq________Bq________Bq

E________Bq________Bq________Bq________Bq

5. 実効線量の算定式(1)により内部被ばく線量を算定した。表 6.3.2-7 にその結果を示す。
表 6.3.2-7 内部被ばくによる実効線量
作業員

238

Pu

239+240

241

Pu

Pu

241

Am

合計

A

________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

B________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

C________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

D________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

E________mSv________mSv________mSv________mSv________mSv

個人情報保護の観点から＿＿＿の箇所は非開示としています。

190

添付 6.3.3
内部被ばく線量評価におけるキレート剤の効果の取扱いについて
内部被ばくによる実効線量は、摂取量に実効線量係数を乗じて算出する。
摂取量は、バイオアッセイ試料（便や尿）の測定結果（体外に排泄された放射能）や全身カウンタの測定値（体内に残留している放射能）から評価する。
実効線量係数は、放射性物質の摂取後の体内における挙動を表す代謝モデルに基づき計算された、摂取量から預託実効線量へ換算するための係数である。国際放射線防護委員会（ICRP）から、推奨される
標準的な代謝モデル（以下「ICRP モデル」という。）とそれに基づく実効線量係数の値が与えられており、その代表的な値が法令に採用されている1。実効線量係数は、核種別に与えられているが、吸入摂取の場合、吸い込んだ粒子のサイズ、化学形により代謝が異なるため、同じ核種であっても、これらにより値が異なる。
内部被ばくの場合、体内に摂取した放射性物質は、代謝により徐々に体外に排出されるものの、一部は長期間体内にとどまり被ばくを与え続ける。このため、摂取時だけでなく将来にわたって受ける被ばくを考慮することから 50 年間の積算線量である預託実効線量を算出し、これを摂取時点の年線量限度などと比較することになっている。
なお、治療の目的で投与されるキレート剤は体内に摂取された放射性物質の排泄を促す効果があるが、ICRP モデルにはこの効果は取り入れられていない。
Pu 等の内部被ばくによる線量評価においては、ICRP モデルに基づいて便中の排泄量から摂取量を求めることが一般的である。バイオアッセイによって分析された便中の Pu 等は経口又は呼吸気道に沈着
後胃腸管へ移行した成分が主である。
Ca-DTPA 等のキレート剤は、血液中で Pu 等と結合して尿中への排泄を促進させることにより、被ばく
線量を低減する効果が期待できる。一方で、便中の Pu 等の排泄量は、血液中の Pu 等の尿中への排泄を促進する効果があるキレート剤の影響をほとんど受けない。したがって、Pu 等の便中排泄量から ICRP
モデルにのっとって行う内部被ばく線量評価では、キレート剤の影響をほとんど受けないと考えられる。
さらに、現時点において、キレート剤による Pu 等の体内動態の変化を定量的に評価する手法について
は研究段階である。
以上から、今回の線量評価に関して、量研 放医研ではキレート剤の効果を考慮しない ICRP モデルに基づく評価を行っており、原子力機構も同様の判断を行った。

1

核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成 27 年原子力規制委員会告示第 8 号）
第十条第４項 第二項第二号に規定する内部被ばくによる実効線量並びに核燃料物質使用規則第三条
第八号ハ、核原料物質使用規則第二条第七号ハ及び受託貯蔵規則第二条第十号ハの線量は、別表第一の第一欄に掲げる放射性物質の種類に応じて、吸入摂取の場合は第二欄に、経口摂取の場合は第三欄に掲げる実効線量係数に摂取量を乗じたもの（二種類以上の放射性物質を吸入摂取し、又は経口摂取した場合にあっては、それぞれの種類ごとに算出したものの和とする。）とする。

191

添付 6.3.4
事故発生直後の肺モニタによる測定の経緯について
1．はじめに事故発生当日（平成 29 年 6 月 6 日）、大洗研究開発センターの産業医は、鼻スミヤの測定結果、核燃
料サイクル工学研究所（以下「核サ研」という。）で実施した肺モニタ測定の結果、事故時の汚染状況等に基づき、作業員 5 名に対してキレート剤の投与を行った。
この核サ研で実施した肺モニタ測定では、皮膚に付着していた汚染の影響によって結果が過大評価となった可能性が高いと考えられる（添付 6.3.4 参照）。これは、キレート剤投与をできるだけ早期に開始するため、燃料研究棟退出時に除染・汚染検査が完了したという情報に基づき、肺モニタ測定時には改めて汚染検査を実施しなかったことによる。この経緯の詳細を以下に示す。
2．核サ研における肺モニタ測定時に改めて汚染検査をしなかった経緯
燃料研究棟において作業員 5 名に対し鼻スミヤを採取し測定した結果、3 名から有意な値が検出され、最大は 24 Bq（α線）であった（表 4.2.1 参照）。このため、作業員を核サ研の放射線保健室へ搬送し、肺モニタ測定及びその結果等に基づくキレート剤投与を行うこととした。
今回鼻スミヤで検出された値は、過去に核サ研で発生した Pu 内部被ばく事例で線量が最大であった者の鼻スミヤの結果を上回る値であり1、これまでの知見に基づいて保守的な評価2を行った場合には、線量限度（50 mSv/年）の 10 倍を超える可能性があることが予想されたことから、キレート剤の最初の投与を急ぐ必要があった3。しかし、作業員が放射線保健室に到着したのは 19 時 41 分であり、事象発生から約 8 時間が経過していた。
また、核サ研では受入れ準備の段階では体表面の汚染検査及び除染を行う予定であったが、作業員が到着する前に大洗研究開発センターから、除染と汚染検査は燃料研究棟退出前に終了したとの情報が入り、また到着時には随行した関係者からもその旨を確認することができた4。
以上の状況から、キレート剤投与を最優先すべきとの考えの下、核サ研において改めて汚染検査及び除染を行うことはせず、キレート剤投与の判断に必要な肺モニタの測定を直ちに行うこととし、鼻スミヤの測定結果又は 108 号室退室直後の汚染検査結果の高い順に肺モニタの測定を開始した。しかしながら、緊急時には不測の事態を想定して対応すべきであり、今回肺モニタ測定前に汚染検査を行わなかったことは反省点として、今後の緊急時における対応を検討する必要がある。

1

平成 5 年に再処理施設で発生した事例で、最大の実効線量（90 mSv）となった作業員の鼻スミヤの結果は 0.8 Bq であった。
2
Kurihara.O et.al, Practical action levels for chelation therapy in plutonium inhalation using
nose swab. Radiat Prot Dosim; 127-1 (2007) pp. 411–4143
一般に、最初のキレート剤の投与の開始は、摂取後可能な限り速やかに開始することが望ましいとされている。Gerber.G et.al, Guidebook for the Treatment of Accidental Internal Radionuclide
Contamination of Workers. Radiat Prot Dosim; 41-1 (1992)
4
核サ研の特殊モニタリング手順書においては、除染が確実に行われていることを放射線管理担当課からの聞き取り情報により確認する事としている。

192

3．肺モニタ測定の位置付け及び測定値の取扱いについて
今回の事故対応で実施した内部被ばくモニタリングと医療措置の関係を図 6.3.5-1 に示す。プルトニ
ウム等による内部被ばく事故発生直後に実施する肺モニタによる測定は、主に迅速に実施すべき医学的な処置（キレート剤の投与による排せつの促進等）の判断に資することを目的としたものであり、迅速性が優先となるため、鼻スミヤの結果等から線量が高いことが予測される場合には、予防原則に沿った対応として過大評価を排除せず対応する場合がある。医療対応においては、被ばくを過小評価する方が後の対応において問題となることが多い。

図 6.3.5-1

今回の事故における内部被ばくモニタリングと医療措置の関係

今回、上記の考え方に基づき、肺モニタの測定時には改めての汚染検査はせず、その測定値に含まれる皮膚汚染による過大評価の程度を確認することはしなかった。
過大評価の可能性がある場合、その情報を付さずに測定結果のみを公表することは風評被害を含む社
会的な影響をもたらす恐れがある。今回単に測定値（ベクレル数）のみを公表してしまったことについては重大な反省点ととらえ、緊急時の対応を検討する必要がある。
4.

核サ研と量研

放医研の受け入れ時の対応の違いについて

核サ研においては、燃料研究棟の管理区域から退域する際に実施した除染及び汚染検査で管理区域からの退出基準をクリアしていたことを前提として、キレート剤の投与に係る対応を優先させ、再度の汚染検査は必要ないと判断し、量研

放医研で実施されたような詳細な汚染検査を実施しなかった。また、キレート剤の投与が終了したのは深夜であり、作業員が相当疲労していたことから、キレート剤投与後に改めて汚染検査を実施することなく休息させた。さらに、当時の機構内の関係者の間では除染又は汚染検査が不十分である可能性が考慮できなかったことから、翌日量研は実施しなかった。

193

放医研に搬送するまで汚染検査

一方、量研

放医研においては、被ばく医療機関の原則的な手順に従って、入院前の受け入れ時に、作業員 1 名に対し複数のサーベイ要員を配置し、十分な時間をかけて汚染検査を実施した。また、除染しにくい皮膚の汚染については数日間にわたって除染を行うなどの対応を行った。
5．今後の緊急時の対応
上記を踏まえて、今後は以下の対応を採る。
身体の広範囲が汚染するような事故が発生した場合は、除染完了後も一定の時間ごとに皮膚汚染の状
況をチェックするなどの対応を行うことを要領等に定める。また、肺モニタを含む体外計測においては、測定の直前に体表面汚染検査、特に対象部位（肺モニタの場合には胸部）表面の汚染検査を実施し、可能な限り除染を行うことを原則とする。
また、プルトニウム等による内部被ばく線量については、バイオアッセイ等の分析結果に基づいた評価を基本とし、この評価が確定する前に肺モニタ等他の方法での測定結果やそれに基づく暫定的な線量推定結果を外部に発信する場合には，その結果の確定度に係る情報を関係者が十分共有するよう、情報発信の手順及び方法に係る要領等を整備する。

194

添付 6.3.7
体表面汚染検査における水分の影響について
1．はじめに燃料研究棟の管理区域退域時の汚染検査で皮膚汚染を検出できなかった原因の一つと考えられる水分の残存によるα線サーベイメータの検出への影響について、以下に考察する。
２．除染後の状況について
除染後の状況は以下のとおりである。
(1) 除染後の水分の拭き取りと汚染検査の実施について・除染後の水分の拭き取りは、作業者自らが行い、除染補助者が背中を拭き取った。水分の拭き取り
は布タオル及び紙タオルにより実施した。
・拭き取り後、少し時間（5 分程度）をおいて、身体サーベイ者（放管員）が、ダイレクトサーベイ
により汚染検査を実施した。
(2) 汚染検査時の皮膚の湿り気の状況について・見た目で濡れているようではではなかったが、皮膚は湿っていた。
３．考察
上記の状況を踏まえると、汚染検査で検出できなかった原因は、残存した水分の遮蔽効果によるものと考える。すなわち、退域時の汚染検査では、239Pu や 241Am から放出されるエネルギーが 5～6 MeV の α
線を α 線サーベイメータで検出することによって行うが、このエネルギーのα線は、標準空気中での飛程が 3.5～4.5 cm 程度であり、それより密度の高い水中では 40～50 µm 程度となる。皮膚には皮溝やしわの凹凸があり、その深さは、30 µm 以下のものから 800 µm 以上のもの1など様々である。これらの部位に Pu 粒子が残存し、洗浄時の水分が残っていた場合、α 線の減弱により汚染を検出することができない場合があることが十分に考えられる。
大洗研究開発センターにおいては、作業員の肺モニタ測定のために核燃料サイクル工学研究所への移送を急ぐ必要があり、身体除染後に少し時間（5 分程度）をおいてサーベイを行ったが、このとき皮膚の乾燥は十分ではなかった可能性がある。一方、翌日の量研

放医研のサーベイでは、十分な時間が経

過して皮膚が乾燥していたことから水分によるα線の吸収がなくなり、大洗研究開発センターで見逃された汚染が検出できたものと考えられる。
量研

放医研において作業員の除染が温水で実施されたが、1 回目(平成 29 年 6 月 7 日)でほとんど除染できたものの、残留があり、その後の除染において汚染なし（平成 29 年 6 月 12 日）2とされている。
大洗研究開発センターにおいては、シャワー設備の不備及び温水でなく常温の水の使用といった差異があるものの、数 kcpm レベルの広い範囲の汚染をほとんど除去しており、残存した汚染は水分によりサーベイで検出できなかった一部の汚染のみであると考えられる。

1

林 照次ら；「加齢，日光暴露および化粧品によるしわの変化」, J. Cosmet. Chem. Jpn.，Vol.
27(3) (1993)
2
量研 放医研 平成 29 年 6 月 12 日記者会見資料203

添付 9.3
核燃料物質の取扱いに関する管理基準について
１．目的
大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故の発生原因を踏まえ、同様の事故の再発防止を期す
るとともに核燃料物質を安全に取り扱うため、基準にすべき具体的な事項について、機構共通の管理基準として「核燃料物質の取扱いに関する管理基準」を策定した。
機構の原子力施設において、核燃料物質を封入した樹脂製の袋や容器の破裂による汚染及び内部被ばくを防止することをはじめ、核燃料物質を安全に取り扱うことを目的とする。
２．概要
本管理基準では、本事故の対策を基に、機構共通の基準として主に以下の項目を規定した。
（１）核燃料物質の使用に関する事項（２）核燃料物質の貯蔵に関する事項（３）記録に関する事項（４）異常時に備えた措置（５）国内外の知見の反映による管理基準の見直し（６）管理基準等の教育
核燃料物質の使用、貯蔵に関する主な規定の内容は以下のとおりである。
・プルトニウムを貯蔵する場合には、有機物との混在を防止するため、原則として安定化処理を行うこと。
・プルトニウムを貯蔵した容器の点検を行う際に、閉じ込めの境界を開封して行う点検は、セル、グ
ローブボックスその他の気密設備（以下「セル等」という。）で行うこと。
・内容物が明確に確認できない場合には、セル等で内容物の確認を行うこと。
・核燃料物質を貯蔵する容器は、腐食等が発生しにくい材料が使用されていること。また、蓋が容易に開かず、核燃料物質が漏えい等により散逸して汚染の生じるおそれのない構造であること。
・容器ごとに核燃料物質の物理的・化学的性状、重量、安定化処理の実施状況等の情報が記録として保存されていること。

359

添付 9.4
広範な身体汚染が発生した場合の措置に関するガイドラインの策定と拠点要領への反映について
１．目的
大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故を踏まえ、放射性物質等による広範な身体汚染（複数部位の汚染）が発生した場合の措置について、機構共通の基本的な考え方及び留意点を示し、施設や放射性物質等の取扱いの状況等に応じた各拠点での管理要領等の参考に資することを目的とする。
２．概要
ガイドラインでは、本事故の対策を基に、機構共通の基本的な考え方及び留意点として、主に以下の項目について示す。
（１）汚染エリアからの退出に関する事項（２）身体が汚染した者の除染に関する事項（３）身体汚染の測定に関する事項（４）平常時の措置（緊急用資機材の維持・管理及び教育訓練）
広範な身体汚染が発生した場合の措置に関し、ガイドラインで示す主な内容は以下のとおりである。
・基本原則（人命の尊重、内部被ばくの拡大防止、汚染拡大防止）を踏まえた対応について・汚染エリアからの退出について、汚染等の状況による内部被ばく及び汚染拡大の防止のための措置
・身体が汚染した者の除染について、除染開始前の準備、実施体制の確認、除染の手順等
・身体汚染の測定について、サーベイメータの測定方法、除染前後の測定、測定記録等
・呼吸保護具、身体除染キット等の緊急用資器材の維持管理等360

添付 9.5
大洗研究開発センターにおけるグリーンハウスの設置及び身体除染訓練の実施結果（概要）

１．訓練の目的
本訓練は、大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事故を教訓として、緊急事態を想定したものである。身体汚染が発生した場合の救出方法の一つとして、グリーンハウス（以下「GH」という。）の設置及び身体除染の手法を向上し、迅速かつ的確に対応が図れることを目的として実施計画を定め、訓練を実施した。
２．訓練の概要及び実施時期（１）訓練対象施設の考え方
身体汚染が発生し、GH の設置が必要となる可能性のある施設について、以下の点を考慮しながら 3 つ（①優先して実施する施設、②早期に実施する施設及び③今後計画的に実施する施設）に区分して訓練を実施した。
・施設の重要度
・施設の事故時対応体制
・核燃料物質等の取扱量及び取扱方法（非密封の有無）
・施設の運転計画（２）実施時期
下記のとおり対象施設を区分して訓練を実施した。
①優先して実施する施設
対象施設 ：事故時の協力体制が構築できる組織単位（現場指揮所）での代表的な施設で、優先して訓練を実施すべき施設期日：平成 29 年 11 月 10 日（金）までに実施②早期に実施する施設
対象施設 ：施設の管理体制を考慮し、施設管理部署単位（部課室等）での代表的な施設で、早期に訓練を実施すべき施設期日：平成 29 年 11 月 30 日（木）までに実施③今後計画的に実施する施設
対象施設 ：身体汚染の想定される施設で①及び②で実施しなかった全施設
期日：今後年度内を目途に計画的に実施（３）訓練対象施設の区分①優先して実施する施設：高速実験炉部

常陽（11/9）

高温工学試験研究炉部

HTTR（11/7、8）

材料試験炉部JMTR（11/9、13、17、20、21）

福島燃料材料試験部

燃料研究棟（11/7、8）

環境保全部

廃棄物管理施設（11/8）361

②早期に実施する施設：高速実験炉部
福島燃料材料試験部

JWTF（11/28）、IRAF（11/28）
FMF（11/30）、AGF（11/7）、
MMF・MMF－2（11/28）

環境保全部③今後計画的に実施する施設 ：材料試験炉部
環境保全部

WDF（11/28）
ホットラボ（11/13、21）
DCA（11/20）（４）訓練の着目点①GH の各部品を手順どおりに組み立て、養生シートを取り付けるなどの一連の作業が確実かつ迅速に行えること。
②完成後の GH は汚染拡大防止の機能が十分に満足できるものであること。
③組立てに際しては、必要な人員により確実に可能な限り短時間で行われること。
④除染資機材（除染キット、除染用シャワー）の準備が迅速に行えること。
⑤身体除染について、汚染の拡大等を生じさせずに実施できること。
⑥GH の設置場所及びシャワーによる身体除染訓練は管理区域内で実施し、緊急時を想定した対応が行えること。
３．訓練の評価方法
施設管理統括者又は施設管理者が評価者となり、個人の力量、訓練の着目点に対する評価及び課題等の抽出を行った。
４．訓練の対象者
各施設の放射線業務従事者を対象として訓練を実施した。ただし、当該期間に実対応ができない放射線業務従事者に対しては、今年度末までに速やかに訓練を実施する。
５．訓練結果の概要
各施設においては、「２．訓練の概要及び実施時期（４）訓練の着目点」に基づき訓練を実施し、各着目点について良好に対応することができた。また、組立てに際しては、あらかじめ設置の目標時間を定めて実施した結果、一部の施設を除き、目標時間内に設置することができた。
なお、目標時間内に設置できなかった一部の施設についても、事前に十分な準備をすること
で時間短縮を見込めることが確認された。
６．今回の訓練における評価及び改善点
今回の訓練については、着目点に掲げた GH 設置に関する一連の作業及び除染資機材を用いた身体除染等について概ね良好に対応できたと評価する。ただし、計画段階や実施方法を含め、本訓練に関する改善すべき事項が見いだされたため、今後は以下のように対応する。
【GH 設置訓練について】◯安全管理部長の対応事項
・今回の GH 設置訓練は、要素的訓練であったことから、より実践に近い訓練実施計画とす

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るため、目的、着目点、報告内容等について、関係部署と十分なコミュニケーションを図った上で、平成 29 年度内に次年度の訓練実施計画を策定し、訓練を実施していく。
・今回の訓練実施計画に基づく訓練の結果を平成 29 年 12 月上旬までに取りまとめ、平成 30
年 2 月を目途にセンター内で報告会を開催し、各施設での訓練実施結果等を共有する。
・訓練の実施計画において、
平成 29 年度内に次の事項を反映した次年度の実施計画を作成し、訓練評価者の評価基準を明確にする。
 訓練評価者による評価に格差が生じないよう着目点に評価するための基準を設ける。
 施設内に複数の GH を設置する必要がある場合は、その全ての箇所での設置訓練を計画的に行う。
 施設の状況に応じて、複数段の GH の設置、保護具（半面マスク等）を着用した設置訓練を計画的に行う。
 訓練対象者を明確にする。
 設置訓練で見いだされた課題の改善状況を次回の設置訓練で確認する。
・汚染事故時の負傷者の症状に応じた対応がマニュアル化されていないことから、負傷者が発生した場合、その程度に応じた除染や搬出に関する基本的な考え方を平成 29 年度内に策定する。
・大洗研究開発センターとして訓練を実施するためのマニュアルが策定されていないため、訓練実施計画の作成や報告に関するマニュアルを平成 29 年度内に策定する。
◯訓練対象施設を所掌する部長の対応事項
・汚染事故を想定する実験室等で GH の設置の要否の評価結果が記録として残されていないことから、各施設において、汚染事故想定と GH 設置の必要性の評価結果を平成 29 年 12月末までに記録として残す。また、各施設の汚染事故に対して、複数個所での発生が想定される場合は、全ての箇所で GH 設置訓練を平成 29 年度内を目途に計画的に実施する。
・当該施設の放射線業務従事者の全員に GH の設置を体験させる訓練を平成 29 年度内に実施する。また、GH 設置訓練時の作業者の装備については、事故時対応を想定したもの（半面マスクの着用等）とし、GH が短時間で設置できるよう平成 30 年度から継続的に訓練を実施する。
・プルトニウムを取り扱う施設においては、実際の汚染を想定した複数段の GH 設置や GH
内での作業介助者の設定等を行う訓練の必要があるため、設備を整えた上で、複数段の GH設置訓練を平成 30 年度から計画的に実施する。
・GH 設置を必要とする箇所に対応した設備の準備が十分でなかったことから、施設内で GH設置が必要な場所に対応した資材（開口部の寸法等）を平成 29 年度内に整備する。
【身体除染訓練について】◯訓練対象施設を所掌する部長の対応事項
・顔面汚染時の除染訓練として、今回の燃料研究棟事故で明らかとなった半面マスク着用時の会話、発汗による半面マスク内部への汚染浸入を体感できる訓練や負傷を伴った除染訓練を
平成 30 年度から継続的に実施する。

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◯安全管理部長の対応事項
・放射線管理第 2 課（以下「放管 2 課」という。
）において、α核種による汚染検査で十分な測定ができなかったことに対する改善が不十分で速やかに対応できていなかったことから、
放管員（放射線管理第 1 課（以下「放管 1 課」という。
）及び放管 2 課）を対象に、平成 29
年 12 月末までに、α核種による身体汚染の汚染検査訓練を実施する。また、平成 29 年 12月末までにα核種による汚染検査時の注意事項を放管員の訓練に反映するとともに、放射線管理マニュアルに定め、今後の教育訓練に反映する。
・身体除染に関する施設側への指導について、放管 1 課と放管 2 課とでその対応に差がある
ため、平成 29 年 12 月末までに放射線安全取扱手引（北地区）及び放射線安全取扱要領（南地区）での身体除染に関する内容を統一する。
７．今後の取組み
今回の訓練で抽出された課題に対する対策及び改善事項を実施するとともに、次年度の訓練計画に反映して改善状況を確認し、PDCA を回して緊急時対応能力の向上を図っていく。
以上

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