原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書 10
核燃料施設等に係る重要度評価ガイド（GI0007_附属書 10_r2）

原子力規制庁
原子力規制部
検査監督総括課

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド目次

1. 目 的 ......................................................................................................................................1
2. 基本的な考え方 .....................................................................................................................1
3. 適 用 ......................................................................................................................................1
4. 評価手順 ..................................................................................................................................1
4.1 試験研究用等原子炉施設における初期境界評価 .........................................................1
4.2 ウラン加工施設における初期境界評価..........................................................................4
4.3 該当使用施設における初期境界評価 ..............................................................................5
4.4 試験研究用等原子炉施設、ウラン加工施設及び該当使用施設以外の施設における評価.....................................................................................................................................8
4.5
4.6

SERP における評価 ..............................................................................................................8
評価根拠の文書化 ...............................................................................................................8添付１ 試験研究用等原子炉施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるス
クリーニング手順
添付２ ウラン加工施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニ
ング手順
添付３ 該当使用施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニン
グ手順
参考資料 過去事例及び仮想事例に対するスクリーニング手順の適用結果

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

1.

目 的
本附属書は、核燃料施設等に関する原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（小分類）に関連付けられた検査指摘事項の重要度の評価を行う際に、規制業務の透明性、客観性
及び公平性を確保するため使用する。

2.

基本的な考え方
原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（小分類）に関連付けられた検査指摘事項の重要度を評価する場合、各施設における安全機能の劣化等の程度により、重要度評価を実施する。
核燃料施設等は、施設の構造や規模が多種多様であり、核燃料物質が工程ごとに性状、形態を変化させつつ、工程間を移動していくことが一般的であるため、検査指摘事項として抽出される事項を類型化し、統一的な指標を定めることが困難である。
このため、本附属書では、評価方法の一例を示すものの、判断に迷う場合は、重要度評価・規制措置会合（以下「SERP」という。）を開催することが望ましい。

3.

適 用
本附属書は、核燃料施設等において確認された、原子力施設安全及び放射線安全に係る監視領域（小分類）に関連付けられた検査指摘事項の重要度を評価する場合に適用する。
（ただし、附属書３又は附属書４での評価対象外のものに限る。
）

4.

評価手順

原子力施設安全に係る監視領域（小分類）に関連付けられた検査指摘事項は、試験研究用等原子炉施設に係る場合は 4.1、核燃料を加工する施設のうち、プルトニウム及びその化合物並びにこれらの物質を含む物質のいずれも取扱いを行わないもの（以下「ウラン加工施設」という。
）に係る場合は 4.2、核燃料物質の使用施設等のうち、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令第 41 条に該当する核燃料物質を使用する使用施設等（以下「該当使用施設」という。）に係る場合は 4.3、これら以外の施設に係る場合は 4.4 に進む。
上記以外の検査指摘事項については、原子力安全に係る重要度評価に関するガイドの本附
属書以外の附属書を用いた評価を実施する。
いずれの附属書の適用も困難な場合は 4.5 に進む。

4.1 試験研究用等原子炉施設における初期境界評価「追加対応あり」に至る可能性がある検査指摘事項を抽出するため、初期境界評価を実施する。検査指摘事項に対する初期境界評価の結果、「安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さい」場合は、「追加対応なし」となり、重要度評価を終了する。それより

1

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
も「安全確保の機能又は性能への影響がある水準」である可能性がある場合又は初期境界評価が困難な場合は、SERP での評価を実施する。
具体的な初期境界評価に用いるスクリーニング手順は次のとおり。
【解説】○検査指摘事項が「追加対応なし」となるには、「安全確保の機能又は性能への影響があるが、限定的かつ極めて小さなものであり、事業者の改善措置活動により改善が見込める水準」である必要がある（原子力安全に係る重要度評価に関するガイド 3.2 核燃料施設等の場合）。
このため、試験研究用等原子炉施設（以下「試験炉」という。
）の初期境界評価にあたり、「安全確保の機能又は性能への影響がある」については、安全施設が有する安全機能が通常の状態から劣化している状態、「限定的かつ極めて小さなもの」については、安全機能の劣化がみられるが法令で求められている機能を果たしている状態、と解釈する。
【留意点】○「初期境界評価が困難な場合」とは、多数の安全機能が劣化するなど、初期境界評価手法を用いた評価が困難な場合で、例えば、「多量の放射性物質等を放出する事故」※１に係る事象が該当する。
○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 43 条の３の２第２項に基づき認可を受けた試験炉（以下「廃止措置中の試験炉」という。
）であって、既に核燃料物質の譲渡しが完了※２している施設（以下「燃料搬出済試験炉」という。
）は、施設内のインベントリーが少ないことから、たとえ、廃止措置期間中に性能を維持すべき試験炉※３（以下「性能維持施設」という。
）が性能を維持できなかったとしても、原子力施設安全に係る監視領域に悪影響を与える可能性は低いが、放射線安全に係る監視領域に悪影響を与える可能性がある。このため、「燃料搬出済試験炉」に対する重要度評価については、当該附属書ではなく、従業員被ばくや公衆の被ばくに関する放射線安全に係る附属書３（従業員放射線安全に関する重要度
評価ガイド）及び附属書４（公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド）の適用を念頭におくべきである。
※１ 試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（以下「試験炉規則」という。
）第１条の２※２ 試験炉規則第 16 条の 11（廃止措置の終了の確認の基準）第１項第１号の条件を引用。核燃料物質等の廃棄は完了していなくても、従事者及び環境への影響を踏まえれば使用済
燃料や新燃料をはじめとする核燃料物質の譲渡が完了していれば十分と考える。
※３ 試験炉規則第 16 条の５の２第１項第 11 号。
4.1.1 重要安全施設に該当するか
検査指摘事項が、重要安全施設に該当する場合は 4.1.3 に進み、該当しない場合は 4.1.2に進む。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド【解説】○重要安全施設は、試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年原子力規制委員会規則第 21 号。以下「試験炉設置許可基準規則」という。
）第２条第２項第 31 号にて定義されるものであり、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものであることから、重要安全施設以外の安全施設に比べ、その安全機能の劣化状態をより丁寧に評価するもの。
4.1.2 安全機能が喪失したか
検査指摘事項に関連して、安全施設（重要安全施設を除く。）が、「安全機能の劣化がみられるが法令で求められている機能を果たしている状態」であれば、「追加対応なし」とし、4.6に進み、機能を果たしていない状態であれば、4.5 の SERP における評価に進む。
【留意点】○「廃止措置中の試験炉」における「性能維持施設」は、廃止措置期間中に、その性能を維持することが求められている（試験炉則第 16 条５の２第１項第 11 号）ことから、「廃止措置中の試験炉」に係る初期境界評価においては、「安全機能」は「性能維持施設において維持すべき性能」と読み替える。
4.1.3 多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失したか
検査指摘事項に関連して、多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失するといった法令で求められている安全機能を果たしていない場合、4.5 の SERP における評価に進む。また、多重性又は多様性が要求されている系統において、１系統のみ機能を喪失している場合など、法令で求められている安全機能は果たしているが、法令により別に求められている「設計上の考慮」※が確保できていない場合には 4.1.4 に進む。
※ 試験炉設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）、第 12 条（安全設備）、
第 28 条（保安電源設備）。
【解説】○重要安全施設に係る設計上の考慮により、
「止める」
、
「冷やす」
、
「閉じ込める」といった安全上の重要度が特に高い安全機能を有する構築物等の機能を必然的に失うことを防止し、期待されている機能を果たすことを確保している。したがって、たとえ重要安全施設に求められている安全機能が失われていない状態であっても、4.1.4 により、「設計上の考慮」に係る評価を行うもの。
4.1.4 共通要因により複数の安全機能に影響があったか
検査指摘事項に関連して、共通要因故障により、重要安全施設に法令で求められている機能の一部喪失に加え、別の安全施設の安全機能に影響があった場合、4.5 の SERP における評3

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
価に進み、そうでない場合には、「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【解説】○「パフォーマンス劣化」により重要安全施設の安全機能に影響を与える共通要因故障が発生したことを受け、「事業者の改善活動により改善が見込める水準」であるか、SERP での評価を行うとするもの。
【留意点】○「複数の安全機能に影響があった」とは、例えば検査指摘事項に係る多重化された重要安全施設２系統への影響ではなく、それ以外の安全施設の安全機能への影響があった場合を指す。
また、共通要因故障であるか判断できればいいので、安全機能の劣化がみられればよく、必ずしも安全機能が喪失していなくてもよい。

4.2 ウラン加工施設における初期境界評価「追加対応あり」に至る可能性がある検査指摘事項を抽出するため、初期境界評価を実施する。安全機能に劣化等が認められない場合は、検査指摘事項は「追加対応なし」となり、重要度評価を終了する。安全機能に劣化等が認められた場合又は初期境界評価が困難な場合は、SERP での評価を実施する。
具体的な初期境界評価に用いるスクリーニング手順は次のとおり。
【留意点】○事業（変更）許可における重大事故に至るおそれがある事故及び臨界、また、ふっ化水素の発生に関する検査指摘事項は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。
4.2.1 事業（変更）許可における設計基準事故か
検査指摘事項に関連して、ウラン加工施設の事業（変更）許可申請書における設計基準
事故（設備損傷による閉じ込め機能の不全、火災による閉じ込め機能の不全、爆発による閉じ込め機能の不全、排気設備停止による閉じ込め機能の不全）が発生した場合は 4.2.3に進み、発生していない場合は 4.2.2 に進む。なお、事業（変更）許可申請書における設計基準事故の類似事象の場合は 4.2.2 に進む。
【解説】
○ウラン加工施設の初期評価にあたっては、加工の事業の許可の審査において、「加工施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」に基づき、ウラン加工施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものを設計基準事故として掲げ、それに対して放射性物質を限定された区域に閉じ込める機能を講ずることにより、一般公衆に対し過度の放射線被ばくを及ぼさないことが確認されていることから、
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検査指摘事項の評価にあたってこの考え方を参考とした。
4.2.2 安全機能は喪失したか
検査指摘事項に関連して、ウラン加工施設の安全機能が喪失した場合（例えば、熱的制限値や負圧管理値の超過）は 4.2.3 に進み、喪失していない場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【留意点】
○安全機能とは、ウラン加工施設の通常時又は設計基準事故時において、ウラン加工施設の安全性を確保するために必要な機能をいう。
○安全機能が喪失したかの判断は、保安規定を参照の上行う。保安規定から判断できない場合は保守的に判断し Yes に進む。なお、保安規定の下位文書は事業者等の自主的な活動に係る部分もあることから、本評価には用いない。
4.2.3 事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか
検査指摘事項に関連して、事業（変更）許可における閉じ込めのための防護策（例
えば、粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備）の残りが１以下であった場
合は、4.5 の SERP における評価に進む。閉じ込めのための防護策の残りが２以上であった場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【留意点】
○粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備等においてそれぞれで閉じ込めの機能が確保されていることが明らかな場合は、当該機能１つ当たり、閉じ込めの為の防護策が１あるとする。詳細な検討を要する場合は、保守的に判断し Yes に進む。
○液体の放射性物質が対象の場合、事業（変更）許可で明確となっている堰も閉じ込めのための防護策の１つに含める。
○人的対応を伴う閉じ込めのための防護策について、事業（変更）許可で明確となっており、確実に対応できる体制・環境であると判断される場合は、防護策の１つに含める。

4.3 該当使用施設における初期境界評価
使用施設等は、非密封のプルトニウムを大量に取り扱う施設から少量の核燃料や廃棄物を単に保管管理する施設まで多種多様であり、その取り扱う核燃料物質の種類、量、取扱形態等の施設の特徴や申請内容を踏まえ、グレーデッドアプローチの考え方を取り入れ、リスクの程度に応じた合理的な審査、検査等をすることが重要である※1。このグレーテッド※1 「核燃料物質の使用の申請等に関する審査業務の流れについて」（令和４年３月 31 日 原子力規制部）より抜粋。

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アプローチの考え方のもと、4.2 に示すウラン加工施設における初期境界評価の考え方を参考に、該当使用施設について、「追加対応あり」に至る可能性がある検査指摘事項を抽出するため、初期境界評価を実施する。
具体的な初期境界評価に用いるスクリーニング手順は次のとおり。
【留意点】○検査指摘事項のうち、臨界の発生防止に関して、核的制限値を逸脱していた場合、ある
いは、放射性物質の閉じ込めに関して、気体の放射性物質の放出が確認された場合、外的事象を起因とした核燃料物質等の飛散又は漏えいや全交流電源喪失が発生した場合は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。SERP では、臨界事故の発生防止に係る安全裕度の減少や気体の放射性物質の放出の影響などを考慮して、検査
指摘事項の重要度を評価する。
○ここで、「気体の放射性物質の放出が確認された場合」とは、例えば排気筒モニタの測定
値が平常の変動幅を超えた場合をいう。
○多種多様な使用施設等においては、非常の場合や事故時に講ずる措置も様々である。このため、同じ検査指摘事項であっても、施設によって、4.3.1 から 4.3.4 に示すスクリーニング手順を適用した場合の進み方が異なる場合もありうる。
4.3.1 許可等の事故の評価条件に該当するものか
検査指摘事項が、該当使用施設の使用（変更）許可等の事故の評価条件に該当する場合
は 4.3.2 に進み、該当しない場合は 4.3.3 に進む。なお、許可等の事故の類似事象の場
合は 4.3.3 に進む。
【解説】○使用施設等は、使用の許可の審査において、新規制基準の施行後にあっては「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（平成 25 年原子力規制委員会規則第 34 号）に基づき設計評価事故時において公衆に著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを、
新規制基準の施行前にあっては原子力安全委員会指針である「核燃料施設安全審査基本指針」に基づき最大想定事故が発生するとした場合であっても、公衆に対して、過度な放射線被ばくを及ぼさないことを確認している。また、核燃料物質の使用者は、「核燃料物質の使用に係る新規制基準の施行に伴う報告の提出について（指示）」（平成 25 年 12月 18 日付け原規研発第 1311276 号）を踏まえてとりまとめた安全上重要な施設の評価に関する報告書（以下「安重評価」という。）において、機能喪失により公衆が被ばくする
線量の評価値が発生事故当たり 5mSv を超えるものがなく、安全上重要な施設に該当する施設がないと評価している。
4.2.1 に示すウラン加工施設における検査指摘事項のスクリーニングの考え方を参考に、許可等の事故によりスクリーニングするもの。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド【留意点】○「許可等の事故」とは、使用（変更）許可申請書における事故評価（設計評価事故、最大想定事故）や安重評価で考慮したものをいう。
4.3.2 許可等の事故の公衆の被ばく線量の評価値が判断基準を超えるか
検査指摘事項に関連して、該当使用施設において許可等の事故の発生を想定した場合に、公衆の被ばく線量が初期境界評価における判断基準を超える場合は 4.3.4 に進み、超えない場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【解説】○使用施設等の特徴を踏まえ、仮に許可等の事故の発生を想定しても公衆に及ぼす影響が小さいものは、安全確保の機能又は性能への影響があるが限定的かつ極めて小さなものに整理できるという考え方に基づきスクリーニングをするもの。
【留意点】○「初期境界評価における判断基準」は、「(GI0007)原子力安全に係る重要度評価に関する
ガイド

附属書４

公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド」において、重要度を緑と評価する事例の１つとしている「放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる公衆の実効線量が、50 マイクロシーベルト以下の場合」を参考に、50 マイクロシーベル
トとする。
4.3.3 周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内であるか
検査指摘事項が生じていた期間において、該当使用施設の周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲を超えることが確認された場合は 4.5 の SERP における評価に進み、確認されなかった場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【留意点】
○監視設備の測定値の「平常の変動幅」には、検査指摘事項と関連のない天候や工場又は事業所の内外において行われる核燃料物質等の運搬等による線量の変動を含む。
4.3.4 許可等における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか
検査指摘事項に関連して、許可等における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であった場合は、4.5 の SERP における評価に進む。閉じ込めのための防護策の残りが２以上であった場合は評価結果を「追加対応なし」とし、4.6 に進む。
【留意点】○「許可等における閉じ込めのための防護策」とは、該当する許可等の事故の評価で考慮した設備や手順であって、一般公衆の被ばく線量を低減するものをいい、例えば管理区

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

域の壁及び扉、給排気設備等をいう。防護策の数え方は、4.2.3 に示すウラン加工施設における防護策の算出の考え方と同様であるが、手順による措置については、保安規定や品質マネジメントシステムにより文書管理の対象としている文書に定められたものに限る。
4.4 試験研究用等原子炉施設、ウラン加工施設及び該当使用施設以外の施設における評価
以下の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、総合的に考慮した上で、検査指摘事項が「追加対応あり」の可能性があると判断された場合、4.5 に進む。
a.原子力施設の深層防護に対する影響
b.設備又は活動に係る安全裕度の減少又は性能劣化の程度
c.パフォーマンス劣化が影響を及ぼす設備又は活動の範囲
d.劣化状態の継続期間
e.事業者等の対応処置による影響緩和の程度及び可能性
f.劣化状態に対する事業者等の検出能力
g.事業者等の是正処置及び未然防止処置の有効性
h.化学物質の漏えいに伴う操作に関わる作業員への影響
i.その他考慮すべき情報

4.5 SERP における評価
4.4 に示す a.～i.の指標について、指標の適用可能性を含め評価を行い、総合的に考慮した上で検査指摘事項の重要度を評価する。

4.6 評価根拠の文書化
前述 4.1～4.5 の評価結果については、評価の根拠となった全ての情報を文書化し、SERP
において提示する。
なお、本附属書による評価結果が「追加対応なし」となった場合においても、評価の根拠となった全ての情報を報告書に記載する。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

○改正履歴
改正

改正日

改正の概要

０

2022/06/16

施行

１

2023/06/09〇該当使用施設の初期境界評価を追加○運用の明確化・初期境界評価を実施しない施設における運用の明確化に伴う変更○記載の適正化２2024/06/07○試験研究用等原子炉の初期境界評価及び事例を追加（４評価手順、添付１、参考資料）○記載の適正化9

備考原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

添付１：試験研究用原子炉等施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニング手順※１

初期境界評価が困難な場合は、SERP での評価を実施する。「初期境界評価が困難な場

合」とは、多数の安全機能が劣化するなど、初期境界評価手法を用いた評価が困難な場合で、例えば、「多量の放射性物質等を放出する事故」に係る事象が該当する。
また、廃止措置中の試験炉であって、燃料搬出済試験炉は、施設内のインベントリーが少ないことから、たとえ、性能維持施設が性能を維持できなかったとしても、原子力施設
安全に係る監視領域に悪影響を与える可能性は低いが、放射線安全に係る監視領域に悪影響を与える可能性がある。このため、燃料搬出済試験炉に対する重要度評価については、当該附属書ではなく、従業員被ばくや公衆の被ばくに関する放射線安全に係る附属書３（従業員放射線安全に関する重要度評価ガイド）及び附属書４（公衆放射線安全に関する重要度評価ガイド）の適用を念頭におくべきである。
※２ 「廃止措置中の試験炉」における「性能維持施設」は、廃止措置期間中に、その性能を維持することが求められている（試験炉則第 16 条５の２第１項第 11 号）ことから、「廃止措置中の試験炉」に係る初期境界評価においては、「安全機能」は「性能維持施設において維持すべき性能」と読み替える。
※３「複数の安全機能に影響があった」とは、例えば検査指摘事項に係る多重化された重要安全施設２系統への影響ではなく、それ以外の安全施設の安全機能への影響があった場合を指す。また、共通要因故障であるか判断できればいいので、安全機能の劣化がみられればよく、必ずしも安全機能が喪失していなくてもよい。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

添付２：ウラン加工施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニング手順※１事業（変更）許可における重大事故に至るおそれがある事故及び臨界、また、ふっ化水素の発生に関する検査指摘事項は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。
※２安全機能が喪失したかの判断は、保安規定を参照の上行う。保安規定から判断できない
場合は保守的に判断し Yes に進む。
※３粉末缶、第１種管理区域の壁及び扉、給排気設備等においてそれぞれで閉じ込めの機能が確保されていることが明らかな場合は、当該機能１つ当たり、閉じ込めの為の防護策が１あるとする。詳細な検討を要する場合は、保守的に判断し Yes に進む。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

添付３：該当使用施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニング手順※１

検査指摘事項のうち、臨界の発生防止に関して、核的制限値を逸脱していた場合、あるいは、放射性物質の閉じ込めに関して、気体の放射性物質の放出が確認された場合、外的事象を起因とした核燃料物質等の飛散又は漏えいや全交流電源喪失が発生した場合は、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。
ここで、「気体の放射性物質の放出が確認された場合」とは、例えば排気筒モニタの測定
値が平常の変動幅を超えた場合をいう。
※２ 「許可等の事故」とは、使用（変更）許可申請書における事故評価（設計評価事故、最大想定事故）や安重評価で考慮したものをいう。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド※３「初期境界評価における判断基準」は、原子力安全に係る重要度評価に関するガイド

附属書４

公衆放射線安全に関する重要度評価ガイドにおいて、重要度を緑と評価する事例の１つとしている「放射性気体及び液体廃棄物の放出又は漏えいによる公衆の実効線量が、50 マイクロシーベルト）以下の場合」を参考に、50 マイクロシーベルトとする。
※４

監視設備の測定値の「平常の変動幅」には、検査指摘事項と関連のない天候や工場又は事業所の内外において行われる核燃料物質等の運搬等による線量の変動を含む。
※５「許可等における閉じ込めのための防護策」とは、該当する許可等の事故の評価で考慮した設備や手順であって、一般公衆の被ばく線量を低減するものをいい、例えば管理区域の壁及び扉、給排気設備等をいう。防護策の数え方は、ウラン加工施設における防護策の算出の考え方と同様であるが、手順による措置については、保安規定や品質マネ
ジメントシステムにより文書管理の対象としている文書に定められたものに限る。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

参考資料 過去事例及び仮想事例に対するスクリーニング手順の適用結果
1.

試験研究用原子炉等施設におけるスクリーニング手順の適用
添付１に示す試験研究用原子炉等施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスク

リーニング手順を策定するに当たり、過去事例及び仮想事例に本スクリーニング手順を適用
した結果を以下に示す。なお、本適用結果はあくまで参考であり、過去事例及び仮想事例と類似の事象が発生した場合においても、事象発生時の施設の状況を踏まえて初期境界評価を実施する必要がある。
①

１次主冷却系の流量異常【事例概要】
定格出力運転中に運転員が１次主循環ポンプ（安全施設）の流量制御系の制御盤を誤操作したことにより、１次冷却系の流量が低下し、１次主冷却材流量低の警報が発報（プレアラーム）した。一時的に冷却材流量が定格値を下回る状態となり、冷却材温度に若干の変化が確認された。警報発報後、すぐに誤操作に気付き、当直長の指示により、直ちに同制御系を元の状態に復旧し、流量を定格値に復帰させた。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
○重要安全施設に該当するか：No○安全機能が喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
②

原子炉運転中の過度の水位上昇【事例概要】
原子炉運転中に給水停止スイッチ（安全施設）の上昇制限水位を不適切に設定したため、給水中に安全保護系の最大給水制限スイッチが水面を検知し、原子炉をスクラムさせた。
その後の聞き取りにより、上昇制限水位の設定を行った担当者が誤った数値を入力し、運転長も起動前の点検において手順書に記載されている２重チェックを怠ったため、誤った設
定のまま運転が実施されたことが確認された。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
○重要安全施設に該当するか：No○安全機能が喪失したか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
③

２次冷却設備の冷却水噴出【事例概要】
原子炉運転中に、2 次冷却設備の圧力低や流量低等の警報が発報し、原子炉が緊急停止し14

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

た。
その後の調査で、2 次冷却配管（安全施設）破断による冷却水の噴出であると確認するとともに、配管が減肉していたことを確認した。当該付近部は配管肉厚を定期的に測定していたが、規定値をわずかに満足していなかった。しかし、担当の判断で「良」とされ、施設管理者まで報告されていなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
〇重要安全施設に該当するか：No〇安全機能が喪失したか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
④

崩壊熱除去系の循環ポンプ不作動【事例概要】
崩壊熱除去運転中の崩壊熱除去系（重要安全施設）について、A 系統について循環ポンプの絶縁抵抗測定のため運転していた循環ポンプを停止し、絶縁抵抗測定を実施した。この間、B系統の循環ポンプにて崩壊熱除去運転を継続していた。A 系統の測定終了後、B 系統の循環ポンプの絶縁抵抗測定を行うため、A 系統の循環ポンプを起動しようとしたが、循環ポンプが予備機を含め起動しなかった。このため、B 系統での崩壊熱除去運転を継続した。調査を行った
ところ、絶縁抵抗測定の際に、手順書に定められた電圧より高い電圧が印加され、電磁接触器が故障したことを確認した。
※崩壊熱除去系は、独立 2 系統で、1 系統で崩壊熱除去が可能な設計。さらに、それぞれの系統に 2 台の循環ポンプ（1 台は予備機で、運転中の循環ポンプが停止したら自動起動する設計）を有している。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
〇重要安全施設に該当するか：Yes〇多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失したか：No〇共通要因により複数の安全機能に影響があったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑤

圧縮空気の不足による複数の安全施設の停止【事例概要】
原子炉起動中に運転中の１次冷却材ポンプにおいて、１次冷却材ポンプ（A）の出口弁が閉止したことから、重要安全施設である１次冷却材ポンプ（A）が停止した。また、同時に排風機（A）の出口ダンパも閉止したことから、安全施設である排風機（A）も停止した。待機中のB 系の１次冷却材ポンプ（B）及び排風機（B）が自動起動したことにより、各系統のバルブ及びダンパが正常にラインナップできた。
現場確認により、安全施設である空気圧縮機（A）と配管を接続しているシール部から漏え

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

いがあったことから、空気圧縮機（A）の流量が低下した結果、１次冷却材ポンプ（A）の送り側の出口弁及び排風機（A）の出口ダンパに供給される圧縮空気が不足し、出口弁や出口ダンパが閉止したものと推定された。空気圧縮機（A）と配管を接続しているシール部からの漏えいの原因を調査したところ、３年ごとに交換することとなっていたシールを５年にわたり交換しておらず、シールの経年劣化によることが判明した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
〇重要安全施設に該当するか：Yes〇多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失したか：No〇共通要因により複数の安全機能に影響があったか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
⑥

制御棒の組立不良による制御棒挿入不可事象【事例概要】
原子炉起動時の出力上昇中、自動制御により原子炉出力を一定に保つための制御棒（重要安全施設）1 本（R-1）が動作不能となり、原子炉出力が目標出力（15MW）の＋10％まで上昇
し、「誤差出力大」のリバース信号により R-1 制御棒を含む全制御棒が挿入され、原子炉が未臨界となった。
中性子吸収体が斜めに取り付けられたことにより、制御棒が“曲がった”状態で炉心に装荷された結果、制御棒案内管と中性子吸収体が干渉し、動作を妨げた結果、正常な出力制御が行われなかった。
原因として、当該運転サイクルの前に R-1 制御棒のフォロワ燃料の交換を行っており、その際の組付け不良が考えられたため、作業に当たった作業員に確認したところ、制御棒及び中性子吸収体を取り付けた際の接続状態の確認を怠っていたことが判明した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
〇重要安全施設に該当するか：Yes○多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失したか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
⑦

照射カプセルシール部からの放射性物質の漏えい【事例概要】
酸化ウラン燃料を試験燃料として用いた照射実験後に原子炉建家のエリアモニタ、スタッ
クダストモニタ及びスタックガスモニタの警報が発信した。このため、実験担当者が現場を確認したところ、照射カプセル（重要安全施設）の蓋フランジシール部からの著しい漏えいが起こり、照射カプセル内の試験燃料中に生成された核分裂生成物が気体廃棄物の廃棄設備を経由して施設外への放出が確認された。
その後の調査の結果、照射カプセルの組立を行った実験担当者が照射カプセル組立後の漏16

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

えい点検において作業要領と異なる手順により点検を行ったため、漏えいが事前に確認できなかったものと判明した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
○重要安全施設に該当するか：Yes○多重化等が求められている重要安全施設が安全機能を喪失したか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
2.

ウラン加工施設におけるスクリーニング手順の適用
添付２に示すウラン加工施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニン

グ手順を策定するに当たり、過去事例及び仮想事例に本スクリーニング手順を適用した結果を以下に示す。なお、本適用結果はあくまで参考であり、過去事例及び仮想事例と類似の事
象が発生した場合においても、事象発生時の施設の状況を踏まえて初期境界評価を実施する必要がある。
①

配管点検口からのウラン粉末の室内漏えい【事例概要】
第１種管理区域内の二酸化ウランペレットを製造する成型機において、成型作業中に微量のウランの飛散が確認された。飛散したウラン量は約 9.9×105 Bq（二酸化ウラン粉末で約８ｇ）であり、報告の目安値 3.7×105 Bq を超過した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
②

焼結炉の過加熱防止インターロックの作動【事例概要】
操業中のガドリニア焼結炉Ｂ号機の温度調節器に故障が発生した。故障警報確認後、温度制御盤のリセットボタンを押したが正常状態に復帰しなかったため、停止中のガドリニア焼結炉Ａ号機から同型の温度調節器を取り外し、Ｂ号機に取付けたところ、警報発報とともに
当該焼結炉ヒータの電源が遮断した。その後、復旧のためにヒータ電源の投入操作を行ったが再度遮断する事象が４回繰り返され、全警報が解除されるまでの間、計５回ヒータ電源遮断及び投入が繰り返された後、焼結炉内の温度が正常値に復帰した。事象分析を行ったところ、前記５回のヒータ電源遮断の内過加熱防止インターロックが３回作動、内２回は炉内温
度が熱的制限値（1,800℃）に到達していたことが確認された。
【評価結果】

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。

③

放射性廃棄物入りドラム缶からの漏えい【事例概要】
汚染のおそれのない第２種管理区域において放射性廃棄物入り 200ℓ ドラム缶からの漏えい物を発見した。サンプリングして分析した結果、11000Bq（法令報告基準の約３０分の１）のウランが検出された。
ドラム缶からの漏えいによる作業者のけがや放射線による被ばくはなかった。また、環境への影響もなかった。漏えいの原因調査のため、ドラム缶を開封し、内容物の調査及び漏えい部の観察を実施したところ、内容物に腐食の要因と考えられる水分や酸を含んでいた廃棄物が収納されていた。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
④

フードボックスの負圧異常（局所排気系統の排風機停止）【事例概要】
成型工場の作業者が、粉末調整を行うためのフードボックス内でウラン粉末容器を取り扱
い中に、差圧がないことを確認した。差圧はなかったものの、ウラン粉末容器は密封されていた。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑤

補助建屋（管理区域外）における火災【事例概要】
補助建屋（管理区域外）において、ディーゼル発電機Ａ点検中の試運転を行っていたとこ

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

ろ、同発電機制御盤からの発火を確認した。ディーゼル発電機 B は健全であった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑥

排風機電源ケーブルの焦げ跡【事例概要】
排風機 A の分解点検のため、排風機 A から B へ切替えを実施した。分解点検を開始した後、排風機 B の電源ケーブル（U 相端子台周囲）に焦げ跡を発見した。焦げ跡発見後においても、施設内の負圧を維持するために排風機 B は運転を継続した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑦

廃水処理室内におけるシリンダ洗浄後の廃水の漏えい【事例概要】
管理廃水処理室内（第１種管理区域内）において、シリンダ洗浄後の廃水を脱水処理する
ため、脱水機凝集液ポンプを起動した。その後、協力会社社員が当該ポンプ付近から漏えい拡大防止用の堰内に廃水が漏えいしているのを発見したため、直ちに当該ポンプを停止した。
漏えい量は約７ リットルであった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑧

燃料棒加工室の負圧異常【事例概要】
燃料棒加工室の負圧警報検査を実施した。
検査前：燃料棒加工室の圧力の異常を模擬し、負圧警報の発報を確認するため、給気ダクトの可変バルブを固定した。
（圧力異常時に給気ダクトの可変バルブを閉じるインター
ロックが働き圧力の異常を模擬できないため）
検査後：給気ダクトの可変バルブの固定を解除したところ、燃料棒加工室の負圧警報が発報した。

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

原因：給気ダクトの可変バルブを最大開の状態で固定したため、復旧時に燃料棒加工室への給気流量が過大となり、負圧が維持できなくなった。

その他：燃料棒加工室では核燃料物質の取扱いは行っていなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
事業（変更）許可における設計基準事故か：No
安全機能は喪失したか：Yes
事業（変更）許可における閉じ込めの為の防護策の残りが１以下であったか：Yes
以上の結果、「SERP で評価」と判断した。
3.

該当使用施設におけるスクリーニング手順の適用
添付３に示す該当使用施設における検査指摘事項の初期境界評価に用いるスクリーニング手順を策定するに当たり、過去事例及び仮想事例に本スクリーニング手順を適用した結果を以下に示す。なお、本適用結果はあくまで参考であり、過去事例及び仮想事例と類似の事象が発生した場合においても、事象発生時の施設の状況を踏まえて初期境界評価を実施する必要がある。
①

グローブボックスにおけるバッグアウト作業中に発生した核燃料物質のグローブボック
ス外（作業室内）への飛散【事例概要】
使用施設の粉末調整室において、核燃料物質を収納した貯蔵容器を梱包する樹脂製の袋（二重）の交換作業において、袋の表面から汚染が検出されるとともに、粉末調整室のα線用空気モニタが吹鳴した。
なお、本事象に伴う放射性物質の環境への放出はなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：Yes
許可等の事故の公衆の被ばく線量の評価値が判断基準を超えるか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
②

プールにおける集合体破損【事例概要】
貯蔵施設において、使用済みの燃料集合体を取り扱っていた際、誤って落下させ、複数の燃料棒を破損させてしまった。
使用済みの燃料集合体の落下後、サービスエリアに設置されたエリアモニタの線量が上昇
し、警報が発報した。運転員は、サービスエリア排気系統の運転を停止したが、風下方向にあるモニタリングポストの線量は、通常時のバックグランドレベル約 50[nGy/h]に対して、一時的に約 200[nGy/h]まで上昇した。

20

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

その後の調査で、放出された主な放射性物質は、解析によってクリプトン-85 であると評価された。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
放射性物質の閉じ込めに関して、気体の放射性物質の放出が確認されており、本スクリーニング手順に関わらず SERP で評価を実施する。

③

硝酸ウラニルの配管からの漏えい【事例概要】
使用施設において、配管から硝酸ウラニル溶液が僅かに漏えいしたことが確認された。当該配管は、2 つの部屋を繋ぐ配管であり、その配管部と下の漏えい受け皿に硝酸ウラニルが漏えいした痕跡が確認された。
使用者は当該区域への立入りを制限した上で、漏えい拡散範囲が漏えい部位とその真下に限定されることを確認した。また、追加の調査によって、漏えいした硝酸ウラニル溶液が雨水溝へ流入しなかったことを確認した。
なお、本事象に伴う放射性物質の環境への放出はなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：No
周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内であるか：Yes
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
④

低放射性グローブボックス内の火災事象【事例概要】
使用施設に設置されている低放射性グローブボックス（以下「ＧＢ」という。
）内部の廃棄物整理作業実施中、ＧＢ内にある可燃性固体廃棄物を内包したポリ塩化ビニル製のバッグ内から煙が出ていることを作業員が発見した。作業員は状況を確認し、煙が多くなってきたことから粉末消火剤（ＧＢ内に設置）を準備していたところ、当該容器内から出火した。作業員は直ちに公設消防等に通報するとともに、粉末消火剤を使用し消火を行ったところ、一旦、火は消えたがその後、再び火が出たため、ＧＢ火災用の炭酸ガス消火器（ＧＢ外に設置）のノズル部をグローブに差し込み、ＧＢ内に炭酸ガスを噴霧し消火を行った。当該消火器による消火は２度行われ、その後、更なる安全対策として純水による消火（冷却消火）を行った。
本事象で焼損したのは、廃棄物容器及び内容物のみで、核燃料物質が入った密封容器及びＧＢ本体に影響はなかった。
なお、本事象に伴う放射性物質の環境への放出はなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。

21

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

許可等の事故の評価条件に該当するものか：No
周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内であるか：Yes
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑤

グローブボックス内における有機溶媒火災【事例概要】
固体状のプルトニウムを使用するグローブボックス内において、再処理プロセスに関する研究開発に係る試験を実施していた。試験試料の調製等の作業において試験試料を加熱していたところ、加熱装置の電源断の失念により温度が異常に上昇してしまい有機溶媒の引火による火災が発生した。
使用していた有機溶媒は、当該グローブボックスで実施している再処理プロセス試験において抽出剤の希釈液として用いていた n-ドデカン（引火性液体：引火点約 74℃）であり、試験試料調製作業において誤って当該有機溶媒（300mL 程度）を加熱したこと、また、加熱装置の温度上昇に伴って有機溶媒が引火点を超えた状態において、電源コードの一部（破断しかけていたことに気付かずに使用していた）からスパークが発生し、火花が当該有機溶媒中に飛散したことにより発火したものである。
当該有機溶媒の発火は、グローブボックス内の可燃性資器材等に延焼し、グローブボック
スのグローブが破損した。有機溶媒中には核燃料物質は含まれていなかったが、火災が発生したグローブボックスで取り扱っていたプルトニウムがグローブボックスから室内に漏えいし、建家排気系統への移行に進展した。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：Yes
許可等の事故の公衆の被ばく線量の評価値が判断基準を超えるか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑥

焼却炉外での火災【事例概要】
放射性廃棄物処理施設の焼却設備は、使用施設で発生した低レベル放射性廃棄物のうち焼却可能なものを受け入れ、焼却処理を行なっている。本来の手順では、まず焼却炉に繋がる廃棄物投入口（エアロック部）の頂部の蓋を開いて廃棄物容器を投入し、次に頂部の蓋を閉じ、さらに投入口の底部にある２枚合わせの保護扉とそのすぐ下の断熱シールドを開いて、廃棄物容器を焼却炉の中に導き入れるようになっている。
２つの廃棄物容器を重ねて投入した後、断熱シールドと１枚の保護扉は開いたが、もう１枚の保護扉が材料劣化により開かなかったため、これらの廃棄物容器は問題の保護扉の上に引っ掛かったまま投入口の中に留まり焼却炉の中に入らなかった。作業員は、５分後に廃棄物容器が引っ掛かったままであることに気付かずに、手動操作で断熱シールドを閉じた。焼却炉の燃焼によって問題の保護扉が加熱されると、これと接していた廃棄物容器のうちの下22

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイドの１つが発火し、さらに投入口の温度が上昇した。
なお、本事象に伴う放射性物質の環境への放出はなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：No
周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内であるか：Yes
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑦

小型焼結炉における過加熱防止機能に係る温度計の故障【事例概要】
グローブボックス内に設置される小型焼結炉の事業者検査において、過加熱防止のインターロック試験が模擬信号を用いて行われていた。当該インターロックの検出端にあたる温度計の保守管理状況を確認したところ、施設管理実施計画において年１回の点検を行うこととなっていたが、実際は数年間にわたり点検されていないことが確認された。本件を踏まえた事業者の調査により、温度計は故障しており、過加熱防止のインターロックは小型焼結炉内の温度が設定温度になった場合に作動しない状態にあったことが確認された。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：Yes
許可等の事故の公衆の被ばく線量の評価値が判断基準を超えるか：Yes
許可等における閉じ込めのための防護策の残りが１以下であったか：No
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑧

気体排気設備の排風機停止【事例概要】
セル排気設備の電気部品の故障により当該セルの排風機が停止し、セルの負圧維持が出来なくなった。隣接するセルの排気設備は正常であったことから、隣接するセルとの開口部を開放し、当該セルの負圧を隣接セルの負圧により維持したが、一時的に当該セルの負圧維持が出来なかった。
なお、本事象に伴う放射性物質の環境への放出はなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
許可等の事故の評価条件に該当するものか：No
周辺監視区域境界付近の監視設備の測定値が平常の変動幅の範囲内であるか：Yes
以上の結果、「追加対応なし」と判断した。
⑨

スラッジを封入したドラム缶の不適切な管理（核的制限値からの逸脱）【事例概要】

23

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド

廃棄物建屋で、使用を停止した区域の清掃作業を行っていたところ、３体の廃棄物容器（ドラム缶）が残っていたことを発見した。当該ドラム缶の中には、複数のスラッジ回収容器が封入されていたが、廃棄体に表示する識別がなされておらず、廃棄物の管理記録に記録がなかった。
当該ドラム缶の内容物の核種分析を行った結果、スラッジ回収容器に濃縮ウラン（最大濃縮度 5%でウラン重量で約 3kg）が含まれていたことが判明した。保安規定において、スラッ
ジを含むドラム缶については、最大取扱ウラン量（核的制限値：20 リットルドラム缶あたり
2kg・U）未満で取り扱うことを定めていたが、当該ドラム缶については容器出納簿の記録から漏れていたため、ウラン量を適切に管理できていなかった。
【評価結果】
初期境界評価の結果は次のとおり。
臨界の発生防止に関して、核的制限値を逸脱していることが確認されており、本スクリー
ニング手順に関わらず、「SERP による評価」が選択され、SERP において評価する。

24

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
表１

試験研究用等原子炉施設におけるスクリーニング手順の適用事例の一覧

事例の分類

事例
番号

安全施設

重要安全施設

事例概要
安全機能喪失なし

安全機能喪失あり

安全機能喪失なし（共通要因による複数の安全機能への影響なし）

安全機能喪失なし（共通要因による複数の安全機能への影響あり）

安全機能喪失あり①

１次主冷却系の流量異常○②

原子炉運転中の過度の水位上
昇○③２次冷却設備の冷却水噴出○④

崩壊熱除去系の循環ポンプ不作動⑤

圧縮空気の不足による複数の安全施設の停止⑥

制御棒の組立不良による制御
棒挿入不可事象○⑦

照射カプセルシール部からの放射性物質の漏えい

○

○
○

25

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附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
表２

ウラン加工施設におけるスクリーニング手順の適用事例の一覧

事例の分類
事例
番号

事例の概要

①

配管点検口からのウラン粉末の室内漏えい②

焼結炉の過加熱防止インター
ロックの作動③放射性廃棄物入りドラム缶か
らの漏えい

④

フードボックスの負圧異常（局所排気系統の排風機停止）⑤

補助建屋（管理区域外）における火災⑥

排風機電源ケーブルの焦げ跡⑦

廃水処理室内におけるシリン
ダ洗浄後の廃水の漏えい⑧

燃料棒加工室の負圧異常

漏えい

火災・爆発

閉じ込め（負圧）の異常

ウラン粉末の 固体廃棄物の 液体廃棄物の 焼結炉などの 管理区域内の
漏えい
漏えい
漏えい
爆発
火災

設備内の
負圧異常

その他
(電源喪失)

室内の
負圧異常

○

○

○

○

○

○

○

○

26

原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書 10 核燃料施設等に係る重要度評価ガイド
表３

該当使用施設におけるスクリーニング手順の適用事例の一覧

事例の分類
漏えい

事例
番号

事例の概要

①

グローブボックス外における核燃
料物質の飛散②

プールにおける燃料集合体の破損③

配管からの硝酸ウラニル溶液の漏
えい④

グローブボックス内における放射性固体廃棄物からの発煙⑤

グローブボックス内における有機溶媒火災⑥

焼却炉の外での火災⑦

小型焼結炉における加熱防止機能に係る温度計の故障⑧

セル負圧異常(セル排気設備の排
風機停止)

⑨

スラッジを封入したドラム缶の不
適切な管理

容器など
からの漏
えい

燃料棒な
どの損傷

火災・爆発
溶液の配
管等から
の漏えい

セル・GB
内の火災

有機溶媒
火災

その他
火災

焼結炉な
どの爆発

排風機
停止

その他

○
○
○
○
○
○
○
○
○

27