核燃料施設のROPについて
核燃料施設の特徴に着目したリスク評価の視点から

令和２年３月５日

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はじめに○原子力規制検査（ROP）はリスクインフォームドパフォーマンスベースの検査であり、実用炉ではＰＲＡに基づく炉心損傷頻度への影響の大きい設備を安全重要度が高いとして検査及び評価を行う。
○一方、核燃料施設の原子力規制検査においては、実用炉のような炉心損傷頻度という指標のない中で試運用を行ってきた。
このため、核燃料施設のリスクとしてどのような指標を用いるかの整理が必要となっている。今回の報告では米国のＲＯＰの基本的な考え方に立ち返ることで、核燃料施設のROPの整理を行った。
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目次
１．ＲＯＰとは（リスクインフォームドパフォーマンスベースとは）
２．ＳＤＰ評価及びＳＬ評価の特徴
３．実用炉のリスクとは（なぜ実用炉は炉心損傷頻度を用いるのか）
４．核燃料施設のリスクとは
５．パフォーマンスとは
６．危険性とパフォーマンスの関係
７．核燃料施設のＳＤＰ評価手法
８．核燃料施設のSL評価手法
９．まとめ
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１．ＲＯＰとは（リスクインフォームドパフォーマンスベースとは）○リスク情報に基づき重要度の高い設備や活動を重点的に確認する。実用炉ではＰＲＡを用いて重要度を評価する。
○具体的には、事業者が実施する重要度の高い設備に対する活動を確認する。
○規制庁が行う評価においても同様に重要度の高い設備や活動の劣化に対してはより厳しい評価を行う。

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２．ＳＤＰ評価及びＳＬ評価の特徴
ＳＤＰ評価の特徴○リスク情報に基づく評価である。
○発生後の事象だけでなく、発生前もしくは発生していても未だ影響が小さい段階での評価が可能。
○事業者が未然に防ぐことができたかどうかの視点。

ＳＬ評価の特徴○起きてしまった事象に対する評価。
例：法令違反、保安規定違反など。

検査で発見されるのは発生後の事象がほとんどであることから、ＳＤＰ評価とＳＬ評価の両方を実施。
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３．実用炉のリスクとは（なぜ実用炉は炉心損傷頻度を用いるのか）○実用炉のPRA手法の整備状況は、レベル３（公衆へ与える影響）まで至っておらず、事象が拡大する前の段階のレベル１（炉心損傷確率）及びレベル１．５（格納容器破損確率）にとどまっている状況。
○再処理施設の同様な解析手法では100テラベクレルのCs137が建屋外へ放出される確率を用いる方向で検討中。
評価に用いるリスクは本来、人と環境へ与える影響のリスクである。
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４．核燃料施設のリスクとは核燃料施設の特徴○核燃料施設では核燃料物質と人（放射線業務従事者）との距離が近い。
○実用炉では配管から漏れるのは冷却水だが、核燃料施設では核燃料物質そのものである。

核燃料物質の潜在的な危険性に着目
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４．核燃料施設のリスクとは○UよりPuの方が臨界になりやすく比放射能が高い。
○液体は、臨界、漏れ及び水素発生などのリスクが高い。
○気体及び粉末は臨界になりにくいが、飛散するため、吸入のリスクがある。
○固体は、取扱いが容易で飛散のリスクが低い。
○高レベル廃棄物は線量が高く被ばくのリスクが高く、発熱している。
代表的な核燃料物質等の状態に応じた潜在的な危険性に基づくレベル
液体

気体（粉末及びエアロゾル）

固体

Pu

レベル5

レベル4

レベル3U：濃縮度5%超

レベル4

レベル3

レベル2

U：濃縮度5%以下

レベル3

レベル2

レベル1

高レベル廃棄物

レベル5レベル4

レベル3

低レベル廃棄物

レベル3

レベル2

レベル1

その他、核燃料物質の化学的毒性、有機溶媒の混在、温度、圧力等の影響も考慮。
8再処理工場のリスク評価例
再処理工場

核燃料物質等の性状
使用済燃料プール

重要度

使用済燃料
温度

１

高１
合計 中２

せん断工程

使用済燃料（粉末）

中２

溶解工程

使用済燃料（液体）

３温度

高１
合計 高４

清澄工程

使用済燃料（液体）分離工程

Pu+U 溶液(５+3)/2＝４

TBP 含む1温度

高保守的に Pu:U=1:1 と仮定
精製工程

中３

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合計 極高 6

Pu 溶液
Pu 溶液（蒸発缶）高55+1(温度)=極高６U 溶液
U 溶液（蒸発缶）
ウラン脱硝工程

工程毎にリスクを評価

中33+1(温度)=高 4U液

3温度高１
合計 高 4

MOX 脱硝工程

MOX 液

4

温度高

１4＋1=高 5

貯蔵
高レベル廃棄物の工程

低レベル廃棄物の工程

U 粉末

中２

MOX 粉末中３

高レベル廃液高５

高レベル廃液（蒸発缶）

極高６

高レベル固化体

中３低レベル廃液中３

低レベル廃液（蒸発缶）

高４低レベル固化体

低１

再処理工場においては、使用済燃料、使用済燃料（粉末）、使用済燃料（液体）、Pu 溶
液、U 溶液、MOX 溶液、MOX 粉末、U 粉末、高レベル廃液、高レベル固化体、低レベル廃液、低レベル固化体の 12 個の核燃料物質の状態が存在する。

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MOX燃料工場のリスク評価例
MOX 燃料工場
核燃料物質等の性状重要度

MOX 粉末受け入れ工程

MOX 粉末中３

粉末造粒工程

MOX 粉末中３

グリーンペレット成形工程

MOX ペレット

中２

焼結工程

MOX ペレット

２

温度高い１

水素雰囲気

１
合計 高４

研削工程（乾式）

MOX ペレット（粉末含中３む）
ペレット検査MOX ペレット

中２燃料棒へ装荷

MOX ペレット

中２端栓溶接から燃料体組立

MOX 燃料棒

低１

MOX 燃料加工工場においては、MOX 粉末、MOX ペレット、MOX 燃料棒の３つの核燃料物質の状態が存在する。

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ウラン燃料工場のリスク評価例
ウラン燃料工場（例）
核燃料物質等の性状

重要度

ウラン粉末受け入れ工程

U 粉末

中２

粉末造粒工程U 粉末

中２グリーンペレット成形工程

U ペレット

低１

焼結工程

U ペレット

１

温度高い

１

水素雰囲気

１
合計 中３

研削工程（乾式）

U ペレット（粉末含む）

中２ペレット検査

U ペレット低１

燃料棒装荷

U ペレット

低１

端栓溶接から燃料体組立

U 燃料棒

低０

ウラン燃料加工工場においては、U 粉末、U ペレット、U 燃料棒の３つの核燃料物質の状態が存在する。

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ウラン濃縮工場のリスク評価例
ウラン濃縮工場
核燃料物質等の性状
原料シリンダUF６固体
毒性

重要度
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合計 中 2発生槽

UF６気体

２温度

1毒性

１
合計 高 4カスケード（遠心分離）

UF６気体２毒性

１
合計 中 3コールドトラップ

UF６固体

１毒性

１温度

１
合計 中３製品回収槽

UF６固体

1毒性

1
合計 中 2均質槽

UF６液体

3毒性

1温度

１圧力

１
合計 激高 6製品シリンダ槽

UF６気体

２毒性

１温度

１
合計 高 4UF６固体

１毒性

１
合計 中 2

ウラン濃縮工場においては、UF6 固体、UF6 気体、UF6 液体の３つの核燃料物質の状態が存在する。

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貯蔵、管理、埋設のリスク評価例
使用済燃料貯蔵、廃棄物埋設（二種）
廃棄物管理、廃棄物埋設（一種）
使用済燃料貯蔵
核燃料物質等の性状
保管

使用済燃料

重要度
低１

廃棄物管理、廃棄物埋設（一種）
核燃料物質等の性状
保管

高レベル固体廃棄物

重要度中３

廃棄物埋設（二種）核燃料物質等の性状
保管

低レベル固体廃棄物

重要度
低１

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試験炉、研開炉のリスク評価例
試験炉（高濃縮ウラン（固体）燃料の例）
燃料製作工程核燃料物質等の性状

重要度

高濃縮度金属ウラン２飛散する可能性のある場合

１
合計 中３

炉心（運転中）＊動的な臨界制御システムを使用する場合（スクラム機能有り）
動的な臨界制御システムが不要な場合（設計で核分裂の連鎖反応を防止。
）

取り出し後保管

高濃縮度金属ウラン

２

温度高い

１
合計中３

＊運転中の試験炉については、実用炉に準じた手法を用いる。
研開炉（停止中）
核燃料物質等の性状

重要度

MOX 燃料（冷）中２MOX 燃料（高）

中３

水

中３

ナトリウム

中４

低レベル廃棄物の低レベル廃液

中３工程

低レベル固体低１

使用済燃料プール
冷却材のリスク14

５．パフォーマンスとは原子力の安全を保つための設備や活動の総称。
よいパフォーマンスから原子力安全が生まれる。
○安全機能維持の適切性○閉じ込めの防護層の適切性○手順書の適切性○教育訓練の適切性○施設管理の適切性 など
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６．危険性とパフォーマンスの関係（イメージ）
危険性を回避するための設備や活動をパフォーマンスとすればパフォーマンスが良好な状態

パフォーマンスの劣化が軽微な状態

パフォーマンスの劣化が大きい状態

パフォーマンス

危険性

パフォーマンス

危険性

危険性

パフォーマンス

漏洩発生

パフォーマンスが低下すれば、人と環境への影響（漏洩、臨界、火災など）が発生する。
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７．核燃料施設のSDP評価手法「危険性のレベル」、「人と環境への影響度」及び「パフォーマンス劣化の程度」の３つにより評価を行う。
現場の状況により容易に判断可能なもの○核燃料物質が持つ潜在的な危険性のレベル○人と環境への影響度（漏洩、臨界、火災など）
詳細な評価が必要なもの○パフォーマンス劣化の程度
評価の視点○「危険性のレベル」に見合った活動を事業者は行っていたか。
○「人と環境への影響度」はどれくらいか。
○「パフォーマンス劣化の程度」はどれくらいか。
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７．核燃料施設のSDP評価手法（案、今後検討要）検査官が実施する初期スクリーニングにおいては、以下の視点に相当する事象は事業者へ強く改善を求める必要がある可能性があることから、本庁でも評価を行うものとして取り扱う。
○人と環境へ影響が発生した事象○人と環境へ影響が発生する前の状態であっても改善することが望ましいもの（例：危険性のレベルが高いもの）
危険性のレベルが高いもの○危険性の高い工程（レベル２以上）及びにそれらの工程につながる気体処理系○運転中の炉で起きた事象
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８．核燃料施設のSL評価手法
核燃料施設等においては、SDP評価により核燃料物質の潜在的な危険性が低く指摘事項（追加対応なし）となる場合であってもＳＬⅢ以上又はSLⅣ（規制対応措置不要以外）となる場合がある。
ＳＤＰ評価

ＳＬ評価
１．軽微でないもの
関与しない。

ａ．検査気付き事項でないもの関与しない。

２．軽微
質問、事実確認を実施。

ｂ．検査気付き事項
質問、事実確認を実施。

３．SLⅣ（規制対応措置不要）
事業者による法令遵守等への復帰を監視。

ｃ．軽微、指摘事項（追加対応なし）
事業者の是正措置活動を監視。の４．SLⅢ以上、SLⅣ（規制対応措置不要以外）
法に基づく命令等への対応状況等を監視。

ｄ．指摘事項（追加対応あり）
追加検査により監視。

与検査官

関

図 ： 検 査 の 深 さ（核燃料施設等）19

８．まとめ○米国ROPの考え方の原点に立ち返ることで、実用炉での炉心損傷頻度に相当する核燃料施設の特徴に応じたリスクとして、「核燃料物質の潜在的な危険性」の提案を行った。
○本手法の長所は、PRAのような解析手法の開発が不要で費用及び人的資源を投入せずともよいこと、UよりPuの方が危険であることや吸入しやすいものは危険であることなど、現場で作業する人が自らリスクを捉えて改善する活動にもつながる手法である。また、PRAのようにリスク評価に設備を用いないことから、どんな施設にも適用可能である。
○再処理工場のように複雑な工程に対してどのように適用していくか検討が必要である。
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