核燃料施設等に係る検査指摘事項の取扱いに係る意⾒および再処理施設の軽微事例案について

2019年11⽉29⽇
⽇本原燃株式会社

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本⽇のご説明内容
1. はじめに
2. 当社が認識している課題
3. 課題への対応⽅針
4. 当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案
5. 核燃料施設等の検査指摘事項に対する監視領域「原⼦⼒施設安全」の考え⽅
6. 核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案
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1. はじめに（これまでの経緯）
第27回検査制度の⾒直しに関するWG（2019年6⽉17⽇）
 安全重要度評価の定性的評価⼿法を核燃料施設等に適⽤する場合、多種多様な事故が想定され、発電⽤原⼦炉と⽐較して事故による環境への影響も⼩さいことから、事故による環境への影響の⼤きさを考慮する必要がある旨の意⾒を⾏った。
第29回検査制度の⾒直しに関するWG（2019年10⽉2⽇）
 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイドについて、規制庁殿から核燃料施設等の軽微事例集の拡充を図るとのご発⾔があり、当社からは、軽微事例集の拡充にあたり、意⾒交換をさせていただきたい旨の意⾒を⾏った。
第30回検査制度の⾒直しに関するWG（2019年11⽉5⽇）
 核燃料施設等の検査指摘事項について、規制庁殿から発電⽤原⼦炉向けの重要度評価プロセス（SDP）ではなく、安全重要度・対応措置評価会合（SERP）で追加⾏政措置有り、無しの2区分で判定を⾏うとのご説明があり、当社からは、客観的な評価がなされるよう評価ガイドを作成していただきたいとの意⾒を⾏った（本コメントは、新検査制度の基本理念に基づき、評価は主観的判断によらず、可能な限り客観的な判断がなされるよう⽂書化され、予⾒性があるべきとの主旨）。
上記の経緯を踏まえ、本⽇は、当社が認識している課題および対応⽅針、当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案、核燃料施設等の検査指摘事項に対する監視領域「原⼦⼒施設安全」の考え⽅、ならびに核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案について説明し、意⾒交換をさせていただきたい。

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2. 当社が認識している課題① 限りある規制資源の有効活⽤の観点から、検査気付き事項のスクリーニングは効率的・効果的に実施されるべきであるが、核燃料施設等の軽微事例集の整備が進んでいない。
② 核燃料施設等のリスクを適正に考慮することが困難であるとされ、検査指摘事項の全てをSERPで判定を⾏うとの考えが⽰されたが、客観的な判定に繋がるよう検査ガイドに評価の基本的考えを記載いただく必要があるのではないか。
検査気付き事項
検査気付き事項のスクリーニング
検査指摘事項

課題①：核燃料施設等の軽微事例集の整備が進んでいない

核燃料施設等の検査指摘事項については、下のフローではなくSERPで判定

原⼦⼒施設安全質問シート（簡易的に評価）
確率論的リスク評価⼿法（PRA）
または定性的評価⼿法

核燃料施設等
現状未整備

核燃料施設等の特徴を考慮する必要あり

課題②：検査指摘事項の客観的な判定に係る考え⽅の整備が必要

放射線安全

核物質防護

決定論的評価⼿法（法令基準等適否を踏まえた評価）（別途検討）

核燃料施設等にも適⽤可能
4

3. 課題への対応⽅針【課題①：核燃料施設等の軽微事例集の整備が進んでいない】
 検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド試運⽤版r0では、軽微事例集に⽶国オリジナルにない核燃料施設（加⼯施設）の事例が追記され、またr1では、軽微事例集に｢⼀般的な取扱いの考え⽅｣が追加されている。
 しかしながら、多種多様なプロセスで構成され、取扱う核燃料物質等の形態も多種多様である再処理施設の事例については、記載されていない。

【対応⽅針】
 軽微事例集への再処理施設の事例の追加を優先的に取組むべきであることから、当社施設のうち再処理施設の過去事例をベースとして、「⼀般的な取扱いの考え⽅」を参考に軽微事例案（3件）を策定した（４.で説明）。
 今後も核燃料施設等の軽微事例集の拡充に資するため、軽微事例を提案させていただきたい。

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3. 課題への対応⽅針【課題②：検査指摘事項の客観的な判定に係る考え⽅の整備が必要】
 SERPにおける指摘事項（追加⾏政措置有り、無し）の判定および追加検査の程度の決定については、客観的な判定に係る考え⽅の整備が必要。

【対応⽅針】
 監視領域「放射線安全」および「核物質防護」のSDPの評価尺度については、原則として施設の種類によらず適⽤可能（⼀部、過去の実績に基づく判断基準については、施設の種類に応じた基準に⾒直す必要あり）。
 監視領域「原⼦⼒施設安全」については、重⼤事故に係る検査指摘事項に適⽤すべきと考える（発電⽤原⼦炉の考え⽅を参考に事故影響の程度を考慮する、5.
で説明）。
 核燃料施設等の重⼤事故に係る検査指摘事項に対して、監視領域「原⼦⼒施設安全」を適⽤するに当たっては、質問シート（別途ご説明予定）を整備するとともに、定性的評価⼿法において核燃料施設等の特徴を考慮する必要があると考える（6.で説明）。
6

4. 当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案
六ヶ所再処理施設の過去事例から、以下の3件について、軽微事例案を検討した（分離建屋・精製建屋に関連する再処理施設固有の事例）① 精製建屋における加熱蒸気温度⾼によるインターロック作動について② 再処理⼯場 前処理建屋における安全蒸気ボイラ2台の故障について（精製建屋等の塔槽類からの漏えい液回収に影響）③ 分離建屋 ⾼レベル廃液濃縮⽸内の温度計保護管内への⾼レベル廃液の漏えいについて

①・②
③7

＜余⽩＞

84. 当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案①
件名

精製建屋における加熱蒸気温度⾼によるインターロック作動について

概要

2010年7⽉12⽇、精製建屋において、廃液の処理運転の終了に伴い第２酸回収系設備の停⽌操作を⾏っていたところ、蒸発⽸の液位が低下したため、蒸発⽸へ加熱蒸気を供給する弁が閉⽌した。このため、蒸気発⽣器からの加熱蒸気が滞ったことにより、加熱蒸気の温度が⾼くなったため、インターロックが作動し、加熱設備が停⽌した。加熱設備は停⽌し、安全上問題はなかった。なお、本事象による周辺環境への影響はなく、作業員の被ばくもなかった。 原因としては、蒸発⽸液位の停⽌時
⽬標位置が液位低設定値に対して余裕が⼩さかったことである。また、運転員は、運転⼿順書に従い蒸発⽸液位の停⽌時⽬標液位に向けた低下操作を⾏っていたが、廃液供給量を低下させる操作と加熱蒸気量を低下させる操作について、液位を適切に低下させるための操作タイミングが運転⼿順書には明記されていなかったため、廃液供給量の低下に伴う液位低下の応答が遅いにも関わらず、廃液供給量の低下操作を継続した。また、この際加熱蒸気量の低下操作を⾏わなかった。

パフォーマンス⽋陥

液位を適切に低下させるための操作タイミングが運転⼿順書に明記されていなかった。

軽微である理由

運転⼿順書の不備等があったもののインターロックが正常に作動した。

軽微でない場合

インターロックが作動せず、熱的制限値に⾄った場合。

【軽微事例作成の根拠】「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド試運⽤版（GI0008_r1）」の抜粋
2. 事業者の管理上の要件／制限に関する事項
検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、または、事業者が履⾏すべき要件の不履⾏がある状態であっても、以下を満⾜する場合は軽微とすることができる。
• 法令の基準及び規制要件からの逸脱がない、・・・

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軽微事例案①の参考情報

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4. 当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案②
件名

再処理⼯場 前処理建屋における安全蒸気ボイラ2台の故障について概要

2011年7⽉22⽇、前処理建屋（管理区域外）において、安全蒸気ボイラA号機の動作を定期的に確認するための運転を開始したところ、故障警報（不着⽕）が発報し、起動できなかった。再起動を試みたが、５回⽬の起動操作でも故障警報が発報し起動できなかったため、安全蒸気ボイラA号機の故障と判断した。その後、保安規定に基づき、安全蒸気ボイラB号機の起動操作を⾏ったが、安全蒸気ボイラA号機と同様に故障警報が発報し起動できなかった。安全蒸気ボイラB号機についても、再起動を試みたが、3回⽬の起動操作でも起動できず、安全蒸気ボイラの2台故障の可能性があることから、「使⽤済燃料の再処理の事業に関する規則」第19条の16第3号「使⽤済燃料等を限定された区域に閉じ込める機能の喪失⼜は喪失のおそれ」に該当すると判断し、国に報告した。前⽇の弁交換後にLPG置換をしていなかったことが原因であり、再起動操作およびLPG置換により復旧している。

パフォーマンス⽋陥

保安規定で定める適⽤される状態において、設備に求められる状態（ボイラ2台を含む系列が運転可能）を満⾜していない。

軽微である理由

施設管理の運⽤上の不備があったものの、機器が故障していたわけではなく、復旧操作により設備に要求される時間内に起動できた。

軽微でない場合機器故障で起動不能となり、設備に要求される時間内に起動できない場合。

【軽微事例作成の根拠】「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド試運⽤版（GI0008_r1）」の抜粋
4. 重⼤ではない⼿順誤り保安規定や事業者内のマニュアルの⼿順に従わなかったが、明らかに安全確保の機能・性能への影響がほとんど⾒られないと判断でき、以下を満⾜する場合は軽微とすることができる。
• 設備、機器の運転及び機能に悪影響がない、・・・

11軽微事例案②の参考情報
故障と判断した原因
弁交換時の配管内への空気混⼊によるガス濃度不⾜
概要： 交換を実施した弁
LPGボンベ

両系統の仕切り弁なし

安全蒸気ボイラA
安全蒸気ボイラB

漏えいが発⽣し、⼀般蒸気設備が使⽤不可の場合、漏えい液回収⽤のスチームジェットポンプに蒸気供給

LPGボンベ

7/21

7/22

－

弁交換のため、安全蒸気ボイラA, Bを系統除外－弁交換終了後、ガス置換と動作確認を実施せず（⼿順等に実施要求なし）系統除外解除

5：49〜7：14

安全蒸気ボイラA サーベランス運転 → 5回⽬不着⽕（故障と判断）

8：01〜8：22

安全蒸気ボイラB 起動確認 → 3回⽬不着⽕

10：03

安全蒸気ボイラ2台故障と判断 → 保安規定に基づき⾼レベル濃縮廃液等の移送を禁⽌

11：53

安全蒸気ボイラA起動（再起動操作22回⽬）

15：14〜15：19

安全蒸気ボイラB ガス置換

15：35

安全蒸気ボイラB起動（再起動操作2回⽬）

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4. 当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案③
件名

分離建屋 ⾼レベル廃液濃縮⽸内の温度計保護管内への⾼レベル廃液の漏えいについて概要

2010年7⽉30⽇、分離建屋の管理区域における⾼レベル廃液濃縮⽸の温度計交換作業において、22時30分頃、作業のための養⽣シート上に電離則による放射線管理区域区分（α：0.4Bq/cm2、β（γ）：4Bq/cm2）を超える放射性物質の付着（最⼤β（γ）：約710Bq/cm2）を確認した。その後、付着した放射性物質の発⽣源の調査を進めたところ、⾼レベル廃液濃縮⽸内の温度計保護管内へ⾼レベル廃液が漏えいしている可能性があることから、本件は「使⽤済燃料等を限定された区域に閉じ込める機能の喪失」に該当するものと考え、8⽉2⽇13時10分に「使⽤済燃料の再処理の事業に関する規則」第19条の16第3号に該当すると判断した。当該作業に従事していた作業員4名、放射線管理員1名および作業場所近傍で他の作業に従事していた作業員2名（計7名）に対して外部被ばく線量の確認を⾏った結果、当該作業に従事していた作業員のうち2名の外部被ばく線量は0.01mSvであり、法令で定める年間の線量限度である50mSvに⽐べて⼗分⼩さかった。また、温度計交換作業に従事していた作業員のうち1名に表⾯密度限度の10分の1（α：0.4Bq／cm2、β（γ）：4Bq／cm2）未満の⽪膚汚染が確認されたことから、除染措置を⾏った上で管理区域から退域した。放射性物質の内部取り込みはなかった。管理区域内の放射線状況に異常はなかった。漏えいが発⽣した箇所は、キャップの溶接線付近または上下のシーニング加⼯部の可能性は低く、キャップ部である可能性が⾼い。また、キャップ部に損傷が発⽣した原因は、要因分析に基づく調査の結果、析出物の発⽣が濃縮⽸内の対流に影響し、想定した以上の濃縮⽸下部温度の上昇が発⽣したことにより鍛鋼品であるキャップ部でトンネル腐⾷が発⽣したものと推定する。

パフォーマンス⽋陥作業のための養⽣シート上に電離則による放射線管理区域区分（α：0.4Bq/cm2、β（γ）：
4Bq/cm2）を超える放射性物質の付着（最⼤β（γ）：約710Bq/cm2）があった。

軽微でない理由

計画外の被ばく・汚染が確認された。

軽微である場合

適切な防護措置を⾏っており、計画外の被ばく・汚染も確認されなかった場合。
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【軽微事例作成の根拠】「検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド試運⽤版（GI0008_r1）」の抜粋
2. 事業者の管理上の要件／制限に関する事項
検査、試験等において事業者が定める管理値を逸脱している状態、または、事業者が履⾏すべき要件の不履⾏がある状態であっても、以下を満⾜する場合は軽微とすることができる。
• 法令の基準及び規制要件からの逸脱がない、• ⼀時的な逸脱であり、設備・機器等について、所定の性能、機能を有すること⼜は安全上の影響の有無を確認するための評価の必要がない（簡単な確認のみで済む）、・・・

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5. 核燃料施設等の検査指摘事項に対する監視領域「原⼦⼒施設安全」の考え⽅
 発電⽤原⼦炉の場合、監視領域「原⼦⼒施設安全」のSDPについては、ΔCDFおよびΔCFFが定量的基準となっており、これらは重⼤事故に係る指標である。
 このため、核燃料施設等の場合でも、監視領域「原⼦⼒施設安全」については、重⼤事故に係る検査指摘事項に対して適⽤すべきと考える。
 核燃料施設等の重⼤事故に係る検査指摘事項に対して、監視領域「原⼦⼒施設安全」のSDPを適⽤するに当たっては、質問シート（別途ご説明予定）を整備するとともに、定性的評価⼿法において核燃料施設等の特徴を考慮する必要があると考える（6.で説明）。
核燃料施設等の検査指摘事項（監視領域「核物質防護」を除く）

重⼤事故に係るものかNO

YES

核燃料施設等
現状未整備（別途ご説明予定）
核燃料施設等の特徴を考慮する必要あり

原⼦⼒施設安全

放射線安全

質問シート
（簡易的に評価）

決定論的評価⼿法（法令基準等適否を踏まえた評価）

定性的評価⼿法

核燃料施設等にも適⽤可能
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6. 核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案【安全重要度評価の定性的評価⼿法に対する弊社意⾒】
安全重要度評価における定性的評価については、原⼦⼒施設の安全確保の状態への影響度合いを、3つの視点で評価（数値化）し、下式のとおり統合する⼿法が⽰されている。
①原⼦⼒施設の安全確保状態 ＋ ②継続期間 ＋ ③改善措置能⼒
発電⽤原⼦炉の場合、炉⼼損傷・燃料破損事故のみが想定されるが、サイクル施設の場合、多種多様な事故が想定され、発電⽤原⼦炉と⽐較して事故による環境への影響も⼩さい。
このため、サイクル施設の安全重要度評価を⾏うに当たっては、上式の結果である安全確保の状態への影響度合いに加え、当該のパフォーマンス劣化がもたらすおそれのある事故による環境への影響の⼤きさを考慮する必要があると考える。
第27回検査制度の⾒直しに関するWG（2019年6⽉17⽇）資料6－2抜粋
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6. 核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案【核燃料施設等の特徴を考慮した定性的評価⼿法案】
リスクの増加分 ＝ 事故発⽣頻度の増加分 × 事故影響であるが、3つの視点では事故影響が考慮されていないため、事故影響の視点を追加し、炉⼼損傷事故の事故影響との⽐較で補正を⾏う。補正を⾏えば、炉⼼損傷事故を念頭に作成された重要度の判定に使われる指標統合値の⽬安を使⽤可能となる。
①安全確保状態 ＋ ②継続期間 ＋ ③改善措置能⼒ － ④事故影響「④事故影響」の点数について、事故発⽣頻度の増加分の「①安全確保状態」、「②継続期間」が1桁上がる毎に4点上がる（⾊が1段階厳しくなる）ように設定されているため、この考え⽅に基づき、放出放射能の影響が1桁下がる毎に4点減点することを基本とする。
具体的には、放出放射能の影響については、INESレベルの分類を参考に、レベル5以上は、発電⽤原⼦炉の炉⼼損傷事故と同等の扱いとし、局所的な影響を伴う事故であるレベル4以下については、4点減点する。
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6. 核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案
INES

該当施設と事故（例）④事故影響の点数

レベル

131I 放出量7 深刻な事故

数万テラ・ベクレル超6 ⼤事故

数千〜数万テラ・ 再処理施設（キシュテム：⾼放射能レベ0点ベクレル程度
ル廃棄物タンクの爆発による放射性物質（広範囲な影響を伴うの環境への⼤量の放出）、再処理施設事故であるため、重⼤事故（蒸発乾固・⽔素爆発［同時発電⽤原⼦炉（炉⼼発⽣］）損傷）と同等に扱う）
数百〜数千テラ・ 発電⽤原⼦炉（ウィンズケール：炉⼼でベクレル程度の⽕災後の放射性物質の環境への放出）

5 広範囲な影
響を伴う事故発電⽤原⼦炉（チェルノブイリ・福島：炉⼼損傷・過酷事故）

4 局所的な影
響を伴う事故－4点
数⼗〜数百テラ・ 「特定のウラン加⼯施設（東海：臨界事ベクレル程度故）」、再処理施設 重⼤事故（上記以 （事故影響：レベル5〜7の10分の1以下）外）3 重⼤な異常事象（131I 放出量の基準なし）

2 異常事象
1 逸脱レベル放出量ではなく、被ばくで評価されるレベル

⾚字：過去に実際に発⽣した事故

⻘字：核燃料施設等（再処理施設）で該当する事故 18

6. 核燃料施設等の検査指摘事項の評価⽅法案【核燃料施設等の特徴を考慮した定性的評価⼿法案の適⽤例】
件名

再処理事業所再処理施設におけるプルトニウムを含む分析試料の取扱いについて

概要

分析建屋において2010年3⽉12⽇3:00の分析廃液第1受槽の定期サンプリング（1回/⽇）を実施したところ、プルトニウム濃度（10mg/L）が最近の値（1mg/L未満）より⾼かったため、原因調査を実施した。その結果、協⼒会社の分析員が3⽉11⽇の23:00頃にジャグに⼊ったプルトニウムを含む分析試料の残液（ジャグ5本でプルトニウム量として約10g）を誤って分析廃液第１受槽へ移送していたことが、3⽉14⽇に判明した。今回の誤った移送後の分析廃液第1受槽（容量10m3）のプルトニウム保有量は約12gの少量であり、安全上の問題はないものであった。なお、当該受槽については、定期サンプリング(1回/⽇)でプルトニウム濃度、酸濃度を分析により常に把握しており、安全上の問題がないことを確認している。また、当該受槽より他建屋へ移送する時には、原則プルトニウム濃度を5mg/L未満の極めて低い値となるように運転管理を⾏っている。

原因・分析員の教育が不⾜していた。
・排⽔⼝は同じ分析ラインに複数有り、排⽔⼝は同形状で識別しづらかった。
・ジャグには分析試料の通し番号を⽰すID番号は印字されているが、プルトニウムが含まれていることを⽰す識別や機器番号は印字されていなかった。
視点

点数

算定根拠

①安全確保状態

4点

プルトニウム量の確認と移送先の確認をせずにプルトニウムを含む分析試料の残液を移送した。

②継続期間

0点

10⽇以内

③改善措置能⼒

0点

－

④事故影響

－4点

再処理施設 重⼤事故（蒸発乾固・⽔素爆発［同時発⽣］以外）に係る検査指摘事項

合計0点

判定結果：対応措置なし（「緑」相当）
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＜参考資料＞

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当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案に係る安全機能等
事例①：精製建屋における加熱蒸気温度⾼によるインターロック作動について
本件のインターロックに関連する安全機能は以下のとおり。
「再処理施設の⽕災及び爆発の防⽌に関する設計」のうち「再処理施設特有の⽕災及び爆発の発⽣防⽌」の「TBP等の錯体の急激な分解反応の発⽣防⽌」において、TBP等の錯体の急激な分解反応のおそれのある機器には、熱的制限値として加熱蒸気最⾼温度（135℃）を設定し、濃縮⽸等の加熱部に供給する約130℃の加熱蒸気の温度を加熱蒸気の圧⼒により制御し、温度計により監視し、温度⾼により警報を発するとともに、加熱蒸気の温度が135℃を超えないために、蒸気発⽣器に供給する⼀次蒸気及び濃縮⽸等の加熱部に供給する加熱蒸気を⾃動的に遮断する設計とする。＜再処理事業指定申請書 添付書類六 1.5 ⽕災及び爆発の防⽌に関する設計＞

事例②：再処理⼯場 前処理建屋における安全蒸気ボイラ2台の故障について
本件の安全蒸気ボイラに関連する安全機能は以下のとおり。
安全蒸気系は、崩壊熱により沸騰のおそれがあるか、⼜はｎ－ドデカンの引⽕点に達するおそれのある漏えい液を安全に移送するためのスチ－ムジェットポンプに蒸気を供給する。安全蒸気系は通常は停⽌状態であり、セル等内に設置の機器から液体状の放射性物質の漏えいが⽣じた場合に起動し、⼀般蒸気系が使⽤できない場合に使⽤する＊。＜再処理事業指定申請書 添付書類六 9.6 蒸気供給設備＞＊：再処理施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈 16条（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡⼤の防⽌）において、「放射性物質の放出の低減に 係る系統及び機器の機能を期待する場
合には、外部電源の喪失を仮定すること」とされており、設計基準事故の評価では、⼀般蒸気系の機能を期待していない。
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当社施設の過去事例をベースとした軽微事例案に係る安全機能等
事例③：分離建屋 ⾼レベル廃液濃縮⽸内の温度計保護管内への⾼レベル廃液の漏えいについて
本件は、温度計保護管内に⾼レベル廃液が漏えいしている状況で、温度計を取出そうとしたことによりグリーン区域が汚染したものである。これに関連する安全設計は以下のとおり。
管理区域は、外部放射線に係る線量率の⾼低、空気中の放射性物質の濃度⼜は床等の表⾯の放射性物質の密度に起因する汚染の⾼低等を勘案して、第2.2－１表に⽰すグリーン区域、イエロ区域及びレッド区域に区分する。さらに、グリーン区域及びイエロ区域は、外部放射線に係る線量率の⾼低に応じ区分し管理する。これら区分間において段階的な出⼊管理を⾏うことにより、管理区域へ⽴ち⼊る者の被ばく管理等が容易かつ確実に⾏えるようにする。
グリーン区域
外部放射線に係る線量率が500μＳv/ｈ以下であって、通常作業において、空気中の放射性物質の濃度の３⽉間の平均値及び放射性物質によって汚染された物の表⾯の放射性物質の密度が、平成12年科学技術庁告⽰第13号第２条第１項第２号及び第３号に定められた濃度⼜は密度を超えない区域
イエロ区域
外部放射線に係る線量率が500μＳv/ｈ以下であって、通常作業において、空気中の放射性物質の濃度の３⽉間の平均値及び放射性物質によって汚染された物の表⾯の放射性物質の密度が、平成12年科学技術庁告⽰第13号第７条及び第５条に定められた濃度⼜は密度以下である区域
レッド区域
外部放射線に係る線量率が500μＳv/ｈを超えるか、空気中の放射性物質の濃度の３⽉間の平均値⼜は放射性物質によって汚染された物の表⾯の放射性物質の密度が、平成12年科学技術庁告⽰第13号第７条及び第５条に定められた濃度⼜は密度を超えるおそれのある区域で、通常作業時に⼈の⽴⼊りを禁⽌する区域
安全機能を有する施設は、放射性物質を限定された区域に閉じ込めるために、放射性物質を内蔵する系統及び機器は、腐⾷し難く、漏えいし難い構造とするとともに、セル、グローブボックス及びこれらと同等の閉じ込め機能を有する施設（以下「セル等」という。）⼜は室に収納する設計とする。＜再処理事業指定申請書 添付書類六 1.4 使⽤済燃料等の閉じ込めに関する設計＞
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再処理施設の重⼤事故
使⽤済燃料の再処理の事業に関する規則（昭和四⼗六年三⽉⼆⼗七⽇総理府令第⼗号）（重⼤事故）
第⼀条の三 法第四⼗四条の⼆第⼀項第⼆号の原⼦⼒規制委員会規則で定める重⼤な事
故は、設計上定める条件より厳しい条件の下において発⽣する事故であつて、次に掲げるものとする。
⼀ セル内において発⽣する臨界事故
⼆ 使⽤済燃料から分離された物であつて液体状のもの⼜は液体状の放射性廃棄物を冷却する機能が喪失した場合にセル内において発⽣する蒸発乾固
三 放射線分解によつて発⽣する⽔素が再処理設備の内部に滞留することを防⽌する機能が喪失した場合にセル内において発⽣する⽔素による爆発
四 セル内において発⽣する有機溶媒その他の物質による⽕災⼜は爆発（前号に掲げるものを除く。）
五 使⽤済燃料貯蔵設備に貯蔵する使⽤済燃料の著しい損傷
六 放射性物質の漏えい（前各号に掲げる事故に係るものを除く。）
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