別再処理施設
アクティブ試験（使用済燃料による総合試験）
中間報告書（その 2－1）

平成 18 年 12 月 8 日
日本原燃株式会社添

本書は記載内容のうち、内の記載事項は商業機密又は核物質防護に係る情報に属するものであり公開できませんので削除しております。
日本原燃株式会社

目次

1．はじめに ........................................................................ 1
2．アクティブ試験の実績工程......................................................... 1
3．第２ステップにおける核燃料物質等の使用状況....................................... 2
4．試験結果とその評価、収集されたデータとその分析の要約 ............................. 2
4.1 各建屋における試験結果の概要................................................... 3
4.2 安全関連確認事項の確認結果..................................................... 5
5．環境への放出放射能量............................................................ 11
5.1 環境への放出放射能量の実績について............................................ 11
5.2 放出放射能量の管理手法の確認について.......................................... 126．不適合等とその対応及び是正措置の妥当性.......................................... 14
6.1 第１ステップ終了後から第２ステップ開始前までに発生した不適合等 ................ 15
6.2 アクティブ試験（第２ステップ）の過程で発生した不適合等 ........................ 15
6.3 アクティブ試験（第２ステップ）に関係しない不適合等 ............................ 15
7．放射線管理 ..................................................................... 16
8．おわりに ....................................................................... 17

1．はじめに
通水作動試験、化学試験、ウラン試験では確認できなかったプルトニウム
や核分裂生成物の取扱いに係る再処理施設の安全機能及び機器・設備の性能を確認するため、平成 18 年 3 月より使用済燃料を用いて、アクティブ試
験を開始した。第 1 ステップは、平成 18 年 6 月 26 日に終了し、「線量当量率及び空気中の放射性物質濃度」、「溶解性能」、「核分裂生成物の分離性能」、「プルトニウムの分配性能」、「プルトニウム逆抽出性能」及び「環境への放出放射能量」といった基本的な安全性（以下「基本的な安全性」という。）の評価結果並びにアクティブ試験の過程で発生した不適合等※1（不適合事項及び改善事項※2）の対応状況等を平成 18 年 7 月 7 日付（7 月 12 日補正）「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その１）」に取り纏め、報告した。
第２ステップにおいては、PWR 燃料約 50tUPr、BWR 燃料約 10tUPr を用い、
第 1 ステップで実施した基本的な安全性を確認する試験及び分析再現性確認試験等に加え、脱硝性能や気体・液体廃棄物放出量等の確認を行うとともに、高レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）、低レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）を実施した。
本報告では、第２ステップにおいて PWR 燃料を用いて確認した基本的な安
全性の評価結果及びアクティブ試験の過程で発生した不適合等の対応状況などを取り纏め、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－１）」として報告するものである。
なお、BWR 燃料を用いて確認したせん断性能、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度に関する試験結果等並びに第 2 ステップ期間全体における不適合等の対応状況については、現在、データの分析・評価を実施している
ところであり、纏まり次第、PWR 燃料を用いて確認した試験結果と合わせ、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」として報告する。

※1；アクティブ試験の過程で発生した不適合等；アクティブ試験において、試験要領書及び試験手順書に基づき確認された不適合等。
※2；本報告書で、「改善事項」とした不適合等は、「再処理施設

試験運転全体計画書」等で、「改善要求事項」としていたものを読みかえた。

2．アクティブ試験の実績工程
第２ステップの実績工程を図－1 に示す。第２ステップは、平成 18 年 8 月
12 日に開始し、「再処理施設 アクティブ試験計画書」で計画した試験を平成 18 年 12 月 6 日に終了した。

1

3．第２ステップにおける核燃料物質等の使用状況「再処理施設 アクティブ試験計画書」にて計画した第 2 ステップにおける核燃料物質等の使用状況は以下のとおりである。
(1)使用済燃料
加圧水型軽水炉燃料 PWR17×17 型及び PWR15×15 型 約 50tUPr（109 体）、
沸騰水型軽水炉燃料 BWR8×8 型 約 10tUPr （57 体）を用いて試験を行った。
詳細を表－1 に示す。
表－１
燃料
タイプ
PWR
17×17 型
PWR
15×15 型
BWR
8×8 型

第２ステップで処理した使用済燃料
集合体数
［体］

トン数
[t・UPr]

63

29.0

46

20.8

57

10.0

(2)標準核燃料物質
分析設備において、分析機器の較正等を行うため、第１ステップ終了後から BWR 燃料のせん断開始前まで（平成 18 年 6 月 27 日から 11 月 14 日まで）にウラン同位体標準試料約 1gU、LSD スパイク約 4gU 及び約 0.3gPu を使用した。

4．試験結果とその評価、収集されたデータとその分析の要約「再処理施設 アクティブ試験計画書」に基づき、第２ステップで実施した建屋毎の各試験の結果（「収集されたデータとその分析の要約」及び「試験結果と評価」）を表－2 ～ 表－9 に示す。なお、表中の「収集されたデータとその分析の要約」欄には、採取したデータを記載することとし、「試験結果と評価」欄には、採取したデータに基づき得られた結果とその評価を記載するとともに、採取したデータが事業指定申請書等に記載された制限値と関連がある場合には、その制限値もあわせて記載した。
以下に、第２ステップのうち、PWR 燃料を用いて確認した建屋毎の試験結果及び安全関連確認事項に関する評価について示す。
なお、BWR 燃料約 10tUPr を用いて確認したせん断性能、分離・分配性能、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度に関する試験結果等については、結果を取り纏め、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」において報告する。
2

4.1 各建屋における試験結果の概要(1) 前処理建屋
せん断・溶解設備においては、第１ステップに引き続き、使用済燃料（PWR燃料）をせん断できること、溶解液中のウラン濃度が目標値の範囲内である
こと及びプルトニウム濃度が目標値以下であることを確認した。酸濃度については、せん断中断時における溶解槽の液位維持のための硝酸供給により、目標値を若干上まわる結果となったが、下流工程への影響はなく、せん断片を問題なく溶解できることを確認した。
また、せん断処理施設及び溶解施設において核燃料物質の移行量を確認し、不溶解残渣やハル・エンドピースへの核燃料物質の過度の移行がないことを確認した。
以上の結果から、PWR 燃料におけるせん断・溶解性能を有していることを確認した。
BWR 燃料による確認結果については、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」において報告する。
(2) 分離建屋
分離・分配設備において、第１ステップに引き続き、溶解液を用い、抽出
廃液、補助抽出廃液及びプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウ
ム濃度が目標値以下であることを確認した。また、TBP 洗浄効率について、溶解液を用い、ウラン濃縮缶供給槽、プルトニウム溶液中間貯槽、抽出廃液
受槽及び補助抽出廃液受槽における TBP 濃度が目標値以下であることを確認した。
酸回収設備においては、第１ステップに引き続き、使用済硝酸に対して、
回収酸及び回収水の性状（酸濃度、放射能濃度）により酸回収性能に問題がないことを確認した。
溶媒回収設備の溶媒再生系においては、第１ステップに引き続き、使用済
溶媒を用い、再生溶媒の性状（TBP 濃度）が目標値の範囲内であることを確認した。
高レベル廃液処理設備においては、第１ステップに引き続き、高レベル廃液を用い、高レベル廃液濃縮缶及びアルカリ廃液濃縮缶の除染係数が事業指定申請書に記載した所定の値以上であること並びに処理能力が事業指定申請書に記載した所定の値以上であることを確認した。
以上の結果から、分離・分配性能、酸回収性能及び溶媒再生性能、並びに廃液処理性能を有していることを確認した。
なお、本ステップにおいて、高レベル廃液処理設備の処理能力検査（性能検査）を受検した。
BWR 燃料の溶解液により PWR 燃料と同様に問題なく処理できることの確認結果については、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」3において報告する。
(3) 精製建屋
ウラン精製設備においては、TBP 洗浄効率について、第１ステップに引き続き、ウラン溶液を用い、ウラン溶液 TBP 洗浄器水相出口及び抽出廃液 TBP
洗浄器水相出口における TBP 濃度が目標値以下であることを確認した。
プルトニウム精製設備においては、第１ステップに引き続き、プルトニウ
ム溶液を用い、抽出廃液中及びプルトニウム洗浄器有機相出口においてプル
トニウム濃度が目標値以下であることを確認した。また、TBP 洗浄効率について、第１ステップに引き続き、プルトニウム溶液を用い、抽出廃液中間貯槽、逆抽出液受槽及び油水分離槽における TBP 濃度が目標値以下であることを確認した。
酸回収設備においては、使用済硝酸に対して、回収酸及び回収水の性状（酸濃度、放射能濃度）により酸回収性能に問題がないことを確認した。
溶媒回収設備の溶媒再生系及び溶媒処理系においては、第１ステップに引き続き、使用済溶媒を用い、再生溶媒の性状（TBP 濃度）が目標値の範囲内であること、並びに回収溶媒及び回収希釈剤の性状（回収溶媒中の DBP※1
濃度、回収希釈剤中の溶媒濃度）が目標値以下であること確認した。
以上の結果から、ウラン精製性能、プルトニウム精製性能、酸回収性能、及び溶媒回収性能を有していることを確認した。
BWR 燃料の溶解液により PWR 燃料と同様に問題なく処理できることの確認結果については、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」
において報告する。
※1；DBP；りん酸二ブチルのこと。りん酸三ブチルが硝酸の存在や放射線の照射により分解したもの
で、抽出効率や抽出器の運転に影響を及ぼす。

(4) ウラン脱硝建屋
ウラン脱硝設備においては、ウラン試験で劣化ウラン溶液を用いて確認した脱硝性能について、使用済燃料から回収されたウラン溶液に対しても同様の性能を有していることを確認する目的で試験を実施し、定格処理量で連続して運転できることを確認した。
以上の結果から、脱硝性能を有していることを確認した。
(5) ウラン･プルトニウム混合脱硝建屋
ウラン･プルトニウム混合脱硝設備においては、ウラン試験で劣化ウラン溶液を用いて確認した脱硝性能について、使用済燃料から回収されたウラン及びプルトニウムの混合溶液に対しても同様の性能を有していることを確認する目的で試験を実施し、脱硝装置における脱硝粉末中の含水率が目標値4以下であること及び脱硝時間が目標値以内であることを確認した。
以上の結果から、脱硝性能を有していることを確認した。
また、粉末充てん機から粉末缶への充てん量が目標値以下で充てんが終了
することから、粉末充てん機が充てんに係る能力を有していることを確認した。
(6) 低レベル廃液処理建屋
低レベル廃液処理設備においては、第１ステップに引き続き、使用済燃料の処理に伴い発生する廃液に対して、第１低レベル廃液蒸発缶の除染係数が事業指定申請書に記載した所定の値以上であること及び第１、第２低レベル
廃液蒸発缶の処理能力が事業指定申請書に記載した所定の値以上であることを確認した。
なお、本ステップにおいて、低レベル廃液処理設備の処理能力検査（性能検査）を受検した。
(7) 分析建屋
第１ステップで発生した「分析建屋における作業員の内部被ばく」を受け、試験を安全かつより慎重に遂行するため、第２ステップの序盤では、前処理
建屋、分離建屋及び精製建屋のアクティブ試験に先立ち、分析再現性確認試
験を実施し、第２ステップ全体として約 30 の分析手法について確認することができた。
分析再現性確認試験については、第１ステップに引き続き、溶解液等を用いて、「αスペクトロメトリによるアメリシウム、キュリウムの分析」、「γスペクトロメトリによる硝酸溶液中のよう素濃度の分析」等の工程内の挙動を確認するために必要とする分析手法について、所定の分析手順に従い、１手法あたり 10 回の分析を行った。その結果得られた分析値から相対標準偏差を算出し、それぞれの分析手法に対して許容した相対標準偏差内であることを確認した。その結果、分析手法について再現性があり、問題なく適切に分析が行えることを確認した。

4.2 安全関連確認事項の確認結果
アクティブ試験は、第１ステップから第５ステップまでの５つのステップに分けて試験を実施することとしており、第１ステップでは、初めて使用済燃料を使用して再処理を実施することから、再処理プロセスに異常がないかを確認することを主な目的として試験を実施し、基本的な安全性に対し評価を行った。
第２ステップでは、PWR 燃料約 50tUPr 及び BWR 燃料約 10tUPr の使用済燃料を処理することによって、再処理工程全体に核燃料物質が移行し、前処理工程
5

から製品の回収・貯蔵工程までの確認を行うことが可能となったことから、「再処理施設 アクティブ試験計画書」で記載した安全関連確認事項について確認を行い、その結果を表－10 として取り纏めた。
(1) 前処理建屋①「閉じ込め機能に係る能力」
以下の結果から、「閉じ込め機能に係る能力」を有していることを確認した。
・ せん断処理・溶解廃ガス処理設備における溶解槽内の圧力がkPa未満であり、目標値（kPa）以下であること。
・ 不溶解残渣回収槽等において、温度高警報が通常の運転範囲に余裕を考慮して設定した作動レベルに達していないこと。
②「臨界の防止に係る性能」
以下の結果から、「臨界の防止に係る性能」を有していることを確認した。
・ 溶解槽の溶解液密度高によりせん断を停止するインターロックが、事業指定申請書に記載の 350 g(U+Pu)/L に相当する密度以下に設定した作動レベルに達していないこと。
・ エンドピース酸洗浄槽の洗浄液密度高によりせん断を停止するインターロックが、事業指定申請書に記載の 100 g(U+Pu)/L に相当する密度以下に設定した作動レベルに達していないこと。
・ よう素追出し槽の溶解液密度高による警報が、事業指定申請書に記載の 350 g(U+Pu)/L に相当する密度以下に設定した作動レベルに達していないこと。
③「溶解性能※1」
以下の結果から、「溶解性能」を有していることを確認した。
・ 溶解液のウラン濃度：
gU/ L、プルトニウム濃度：
gPu/
L であり、核的制限値（350g(U+Pu)/L）よりも低く設定した目標値（ gU/
L、
gPu/L）以下であること。
・ 溶解液の酸濃度：
mol/L であり、目標値（
mol/L）以上であること。
④「放射性物質の移動」
以下の結果から、「放射性物質の移動」の観点で適切に運転制御できることを確認した。
・ 燃料横転クレーンにおいて、万一制御に異常があった場合に燃料横転クレーンを停止させるインターロックが作動することなく、搬送物の取扱いができること。

6

(2) 分離建屋①「閉じ込め機能に係る能力」
以下の結果から、「閉じ込め機能に係る能力」を有していることを確認した。
・ 高レベル廃液濃縮缶内温度が約℃であり、目標値（
℃）以下で
あること。
・ 抽出廃液受槽等において、温度高警報が通常の運転範囲に余裕を考慮して設定した作動レベルに達していないこと。
②「核分裂生成物の分離性能※1」
以下の結果から、「核分裂生成物の分離性能」を有していることを確認した。
・ 分離設備及び分配設備の主要な核分裂生成物の除染係数が、ウランの流れにおいては、テクネチウム：
以上（分析下限値相当のテクネチウムが存在すると仮定した評価結果）、ルテニウム／ロジウム：
以上、その他の核分裂生成物：
以上、プル
トニウムの流れにおいては、テクネチウム：、ルテニウム／ロジウ
ム：
以上、その他の核分裂生成物：
以上であり、目標値（ウ
ランの流れ（テクネチウム：、ルテニウム／ロジウム：、その他の核分裂生成物：）、プルトニウムの流れ（テクネチウム： 、ルテニウム／ロジウム：、その他の核分裂生成物：））と同程
度あるいはそれ以上であること。
・ 高レベル廃液濃縮缶の除染係数が、以上であり、事業指定申請書に記載した所定の値（2000）以上であること。
・ アルカリ廃液濃縮缶の除染係数が、以上であり、事業指定申請書に記載した所定の値（11000）以上であること。
③「液体廃棄物の処理容量」
以下の結果から、「液体廃棄物の処理容量」を有していることを確認した。
・ 高レベル廃液濃縮缶の処理能力がm3/h であり、事業指定申請書に記載した所定の値（約 3m3/h）以上であること。
・ アルカリ廃液濃縮缶の処理能力がm3/h であり、事業指定申請書に記載した所定の値（約 0.3m3/h）を基に設定した詳細値（ m3/h）以上であること。
④「臨界の防止に係る性能」
以下の結果から、「臨界の防止に係る性能」を有していることを確認した。
・ 抽出塔の供給溶解液流量高により供給停止するインターロックが、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないこと。
7

・ 第１洗浄塔の洗浄廃液密度高により抽出廃液の移送を停止するインターロックが、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないこと。
・ 補助抽出器の中性子計数率高により工程を停止するインターロックが、事業指定申請書に記載の 5 gPu/L に相当する計数率以下に設定した作動
レベルに達していないこと。
・ プルトニウム洗浄器の中性子計数率高により工程を停止するインター
ロックが、事業指定申請書に記載の 7 gPu/L に相当する計数率以下に設定した作動レベルに達していないこと。
・ プルトニウム洗浄器のアルファ線計数率高による警報が、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないこと。
⑤「抽出・逆抽出性能（「プルトニウムの分配性能※1」）」
以下の結果から、「抽出・逆抽出性能」を有していることを確認した。
・ 抽出廃液中及び補助抽出廃液中のプルトニウム濃度がgPu/L 未満であり、未臨界濃度（6.3gPu/L）よりも低く設定した目標値（
gPu/L）
以下であること。
・ プルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウム濃度がgPu/L
未 満 で あ り 、 未 臨 界 濃 度 （ 7.5gPu/L ） よ り も 低 く 設 定 し た 目 標 値（
gPu/L）以下であること。
⑥「その他の臨界安全機能」
以下の結果から、「その他の臨界安全機能」を有していることを確認した。
・ 再生後の溶媒中の TBP 濃度が％であり、目標範囲（％）
内であること。
⑦「火災・爆発の防止に係る能力」
以下の結果から、「火災・爆発の防止に係る能力」を有していることを確認した。
・ 高レベル廃液濃縮缶に供給する加熱蒸気温度が ℃未満であり、熱的制限値（135℃）以下であること。
・ プルトニウム分配塔及びプルトニウム洗浄器の水溶液中のアジ化水素
濃度がmol/L 以下であり、アジ化水素蒸気のベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないと設定した目標値（0.05 mol/L）未満であること。
・ ウラン濃縮缶供給槽、プルトニウム溶液中間貯槽、抽出廃液受槽及び
補助抽出廃液受槽における TBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度（110mg/L）よりも低く設定した目標値（mg/L）以下であること。

8

(3) 精製建屋①「放射性廃棄物の除染能力」
・ ウラン精製設備の各核種に対する除染係数については、ネプツニウム
及びその他の核分裂生成物ともに入口又は出口の濃度が検出下限値未満であった。
②「臨界の防止に係る性能」
以下の結果から、「臨界の防止に係る性能」を有していることを確認した。
・ プルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器のアルファ線計数率高による警報が、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないこと。
③「抽出・逆抽出性能（「プルトニウム逆抽出性能※1」）」
以下の結果から、「抽出・逆抽出性能」を有していることを確認した。
・ プルトニウム精製設備の抽出廃液中におけるプルトニウム濃度が _gPu/L 未満であり、未臨界濃度（8.2gPu/L）よりも低く設定した目標値（
gPu/L）以下であること。
・ プルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプル
トニウム濃度がgPu/L 未満であり、未臨界濃度（8.2gPu/L）よりも低く設定した目標値（
gPu/L）以下であること。
④「その他の臨界安全機能」
以下の結果から、「その他の臨界安全機能」を有していることを確認した。
・ 再生後の溶媒中の TBP 濃度がウラン精製系で％、プルトニウ
ム精製系で％であり、目標範囲（％）内であること。
・ プルトニウム精製設備のプルトニウム濃縮缶における凝縮液中のプル
トニウム濃度が gPu/L 未満であり、未臨界濃度（8.2gPu/L）よりも低く設定した目標値（
gPu/L）以下であること。
⑤「火災・爆発の防止に係る能力」
以下の結果から、「火災・爆発の防止に係る能力」を有していることを確認した。
・ プルトニウム精製設備のプルトニウム濃縮缶に供給する加熱蒸気温度が℃未満であり、熱的制限値（135℃）以下であること。
・ 逆抽出塔のアジ化水素濃度がmol/L 以下、プルトニウム洗浄器の水溶液中のアジ化水素濃度がmol/L 未満であり、アジ化水素蒸
気のベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないとして設定した目標値（0.05 mol/L）未満であること。
・ ウラン精製設備の供給液中間貯槽及びウラン濃縮缶供給槽におけるTBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP
濃度（110mg/L）よりも低く設定した目標値（ mg/L）以下であること。
9

・ プルトニウム精製設備の抽出廃液中間貯槽及び逆抽出液受槽におけるTBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP
濃度（110mg/L）よりも低く設定した目標値（ mg/L）以下であること。
・プルトニウム精製設備の油水分離槽における TBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度（110mg/L）よりも低く設定した目標値（ mg/L）以下であること。

（4）低レベル廃液処理建屋①「液体廃棄物の処理容量」
以下の結果から、「液体廃棄物の処理容量」を有していることを確認した。
・ 第２低レベル廃液蒸発缶の処理能力がm3/h であり、事業指定申請書に記載した所定の値（約 13m3/h）以上であること。
②「放射性廃棄物の除染能力」
・ 第２低レベル廃液蒸発缶については、処理した廃液の放射性物質濃度が検出下限値未満であった。
（5）ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋①「閉じ込め機能に係る能力」
以下の結果から、「閉じ込め機能に係る能力」を有していることを確認した。
・ 焙焼炉、還元炉ヒータ部温度が約 ℃であり、事業指定申請書に記載した所定の値（890℃）以下に維持できること。
・ 硝酸プルトニウム貯槽等において、温度高警報が通常の運転範囲に余裕を考慮して設定した作動レベルに達していないこと。
②「臨界の防止に係る性能」
以下の結果から、「臨界の防止に係る性能」を有していることを確認した。
・ 脱硝装置における脱硝が完了していることを確認するための照度高を検知しシャッタが起動するインターロック、温度高を検知し脱硝皿取扱装置が起動するインターロック、照度高及び温度高を検知しマイクロ波
発振機を停止するインターロックが作動すること。
・ 粉末が安定して排出でき、充てん量がkg(UO2+PuO2)であり、事業指定申請書に記載した所定の充てん量（次工程に対する核的制限値
13.3kg(U+Pu)に相当する約 15kg(UO2+PuO2)以下で設定した値）で充てんが終了すること。
③「その他の臨界安全機能」
以下の結果から、「その他の臨界安全機能」を有していることを確認し10た。
・ 脱硝終了時の脱硝粉末中の含水率がwt%であり、核的制限値
算出根拠である所定の値（5wt%）以下であること。
※1；上記の項目のうち、前処理建屋の「溶解性能」、分離建屋の「核分裂生成物の分離性能」、「プルトニウムの分配性能」、精製建屋の「プルトニウム逆抽出性能」については、「再処理施設 アクティブ試
験計画書」においてホールドポイント２で評価するとした「基本的な安全性」に関するものである。

5．環境への放出放射能量5.1 環境への放出放射能量の実績について
本報告においては、第２ステップのうち、PWR 燃料合計約 50 tUPr の処理に伴う環境への放出放射能量に関するデータを評価した。
その結果、第２ステップの PWR 燃料のせん断開始から BWR 燃料のせん断開始
前まで（平成 18 年 8 月 18 日から 11 月 13 日まで）における累計放出放射能
量は、クリプトン－85、トリチウム、炭素－14、よう素－129 及びよう素－131の 5 核種については、事業指定申請書に記載している年間の放出管理目標値
を十分下まわることを確認した（表－11、表－12 参照）。それ以外の核種（その他α線を放出する核種、その他α線を放出しない核種）については、検出限界未満であった。
また、検出された核種のうち、設計において除染係数を設定している核種（大気に放出するトリチウム、 よう素－129 及びよう素－131、海洋に放出するよう素－129）については、以下のような結果であった（表－13 参照）。
○ 大気に放出するトリチウムについては、廃ガスへの移行率や凝縮器での凝縮による廃液への移行率を考慮し、使用済燃料に含まれる全量のうち約10％※1 が大気へ放出されるものとして評価している（設計上の除染係数が約 9.5）。大気に放出されたトリチウムについては、計算コード（ORIGEN2）による放射能量の計算結果と大気に放出された放射能量（測定結果）の比から、得られた除染係数は約 1.9×102 であり、設計上の除染係数の 20 倍程度であった。ただし、計算コード（ORIGEN2）による算出値（使用済燃料中の放射能量）の約半分がハルに移行する※2 とされており、実際の除染係数は95 程度と考えられる。
○ 大気に放出する よう素－129 については、使用済燃料に含まれる量の殆どが廃ガス中に移行し、よう素フィルタにより除去されることで使用済燃料に含まれる量の約 1％※1 が大気に放出されるものとして評価している(設計上の除染係数が約 110)。計算コード（ORIGEN2）による放射能量の計算結果と大気に放出された放射能量（測定結果）の比から、得られた除染係数は約11

5.9×102 であり、設計上の除染係数の 5 倍程度であった。
○ 大気に放出する よう素－131 については、高レベル廃液貯槽等で高レベル廃液等に含まれるキュリウムの自発核分裂等により発生し、せん断処理・
溶解廃ガス、塔槽類廃ガス及び高レベル廃液ガラス固化廃ガス中へ放出され、よう素フィルタにより除去されることで約 10％が大気に放出されるものとして評価している（設計上の除染係数が約 11）。計算コード（ORIGEN2）によるキュリウム放射能量の計算結果と基準燃料中のキュリウム放射能量の計算値及び大気に放出された放射能量（測定結果）の比から、得られた除染係数は約 1.3×104 であり、設計上の除染係数の 1.2×103 倍程度であった。
○ 海洋に放出する よう素－129 については、使用済燃料に含まれる量の殆どが溶解施設の溶解槽及びよう素追い出し槽にて廃ガス中に移行し、溶解液中にわずかに残存する約 2％については海洋放出管を経て放出するものとして評価している（設計上の除染係数が約 29）。計算コード（ORIGEN2）による放射能量の計算結果と海洋に放出された放射能量（測定結果）の比から、得られた除染係数は約 4.0×103 であり、設計上の除染係数の 130 倍程度であった。
したがって、大気に放出するトリチウムの除染係数については、約 1.9×102、大気に放出する よう素－129 の除染係数については約 5.8×102、海洋に放出する よう素－129 の除染係数については約 4.0×103 であり、設計上の除染係
数をそれぞれ満足している。
※1；“再処理施設における放射性核種の挙動”，日本原燃株式会社，他，JNFS
年4月：事業変更許可申請書

R-91-001

改1 平成8

添付書類七の評価における参考文献※2；山之内種彦，他“再処理工場におけるトリチウムの挙動”，核燃料サイクル開発機構，TN841-81-37
1981 年 3 月

5.2 放出放射能量の管理手法の確認について
大気に放出するクリプトン－85、炭素－14 及び海洋に放出するトリチウム、
よう素－131 のように設計において全量を環境へ放出するとした核種については、使用済燃料に含まれる放射能量をそのまま大気または海洋に放出することになるため、運転計画を立案する上で使用済燃料に含まれる放射能量と推定放出放射能量の関係についてデータを蓄積することが重要である。
そのため、アクティブ試験においては、各ステップ単位で、PWR 燃料と BWR
燃料の型式の異なる燃料で、段階的に燃焼度を上げて処理を行い、計算コード（ORIGEN2）により算出した使用済燃料中に含まれる放射能量（推定）と実12

際に放出された放射能量を比較し、計算コード（ORIGEN2）により算出された
使用済燃料中の放射能量を用いた運転管理手法を評価することとした。
なお、計算コード（ORIGEN2）による使用済燃料中の放射能量の算出にあたっては、初期濃縮度、比出力及び冷却期間を入力し、使用済燃料 1 体ごとの放射能量を求め、当該期間に処理した使用済燃料ごとの放射能量の総和を使
用済燃料中の放射能量とした。
本報告においては、第２ステップのうち、PWR 燃料約 50tUPr の処理を行い、計算コード（ORIGEN2）の算出値と実際の放出放射能量との関係を確認した結果を以下に述べる（表－14 参照）。
○ 大気に放出するクリプトン－85 については、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量は、約1.0 倍であった。
第１ステップでは、処理した使用済燃料（低燃焼度、長期冷却の PWR 燃料）
が、初装荷燃料で燃焼度が低かった等の理由から、計算コードの算出値と比較し、約 1.1 倍という結果であったが、第２ステップの場合は、処理した使用済燃料（中燃焼度、中期冷却燃料の PWR 燃料）が初装荷燃料ではなかった
等という理由から約 1.0 倍という結果であったと考える。
第１ステップ及び第２ステップの燃料処理時における放出放射能量で評価した場合、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量が約 1.0 倍から約 1.1 倍であることから、
PWR 燃料に対する大気に放出するクリプトン－85 については、処理する使用済燃料の計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）に 1.1倍した値を放出予想値として、運転計画を立案することとするが、この管理手法について、更にデータを取得し継続的に評価を行っていく計画である。
BWR 燃料に対する管理手法については、現在データを評価中であることから、
PWR 燃料の評価結果と合わせ、その評価結果を「再処理施設 アクティブ試
験中間報告書（その２－２）」において報告する。
○ 大気に放出する炭素－14 については、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量は、計算コードによる算出条件として、UO2 ペレットの窒素含有量を事業指定申請書の年間の放出管理目標値の設定時に用いた値 50ppm※1 とすると、約 0.13 倍であった。
第１ステップにおいても、50ppm としたが、実際の窒素含有量が 10ppm 程度であったことから、第２ステップにおける UO2 ペレットの窒素含有量を10ppm と設定して計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較すると、実際に放出された放射能量は若干低めであった。
以上のことから、大気に放出する炭素－14 については、処理する使用済13

燃料の計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の計算条
件を UO2 ペレットの窒素含有量を 50ppm として放出予想値を算出した場合、放出される放射能量は予想値よりも低くなるが、実際の UO2 ペレットの窒素含有量には、変動があることから、今後、更にデータを取得し継続的に評価を行っていく。管理手法については、現在データを評価中であることから、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」において報告する。
○ 海洋に放出するトリチウムについては、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量は、約 0.12倍であった。これは、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度がハルに移行する※2 とされていることに加え、使用済燃料を処理した溶液に含まれるトリチウムの一部が回収酸等として工程内に留まり海洋放出に至っていないこと等が要因と考える。
第１ステップの結果では、工程内の溶液の押し出し運転を行った後、計算
コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度の放射能が海洋に放出されており、第２ステップでも同様の結果になると推定されるが、フラッシュアウト等も含めた結果については、現在データ評価中であることから、その評価結果を「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」において記載する。
※1；“再処理施設における放射性核種の挙動”，日本原燃株式会社，他，JNFS
年4月：事業変更許可申請書

R-91-001

改1 平成8

添付書類七の評価における参考文献※2；山之内種彦，他“再処理工場におけるトリチウムの挙動”，核燃料サイクル開発機構，TN841-81-37
1981年3月

6．不適合等とその対応及び是正措置の妥当性
アクティブ試験の過程で発生した不適合等については、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等※1」、「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等※1」、「安全性に関係する機能に係らない不適合等※1」に分類し管理するとともに、試験項目の終了毎に、不適合事項や改善事項の抽出のもれがないこと
を先行施設の経験を有する者が参画する技術評価委員会にて確認した。
本報告では、第１ステップ終了後から第２ステップ開始前まで（平成 18 年 6月 27 日～8 月 11 日）に発生した不適合等及びこれまでの第２ステップ期間中（平成 18 年 8 月 12 日～11 月 14 日）に発生した不適合等について、処置状況
を平成 18 年 11 月 30 日現在で取り纏め、報告する。
なお、第２ステップ期間全体（平成 18 年 8 月 12 日～12 月 6 日）における不適合等の処置状況については、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（そ14の２－２）」において報告する。
※1；本報告書で「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」、「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」、「安全性に関係する機能に係らない不適合等」と分類した不適合等は、「再処理施設
試験運転全体計画書」等でそれぞれ「保安上重要な不適合等」、「それ以外の保安に係る不適合等」、「保安に係らない不適合等」と分類していたものを読みかえた。

6.1 第１ステップ終了後から第２ステップ開始前までに発生した不適合等
第１ステップ終了後から第２ステップ開始前まで（平成 18 年 6 月 27 日～8
月 11 日）に発生した不適合等は、15 件であり、これらの不適合等において、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」は発生していない。
「床面走
行クレーン点検時における旋回動作の不良（第 1 ガラス固化体貯蔵建屋東棟）」
等の「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」は 4 件、「温水ポンプの停止（ウラン脱硝建屋）」等の「安全性に関係する機能に係らない不適合等」
は 11 件発生した（表－15～17 参照）。
これらの不適合等のうち、第２ステップ開始までに処置を終了すべき不適合等は、処置が終了したことを確認した上で第２ステップを開始した。
なお、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その１）」で報告した第１ステップにおいて発生した不適合等のうち、第２ステップ開始までに処置を終了するとした不適合等についても上記同様、処置が終了したことを確認した上で第２ステップを開始した。また、第２ステップ以降処置を継続するとした不適合等 8 件の処置状況を表－18 に示す。
6.2 アクティブ試験（第２ステップ）の過程で発生した不適合等
これまでの第２ステップ期間中（平成 18 年 8 月 12 日～11 月 14 日）に発生した不適合等のうち、アクティブ試験の過程で発生した不適合等は、7 件であった。（アクティブ試験の過程で発生した不適合等の発生件数を表－19、不適合等の処置内容及び処置状況を表－21 及び表－22 に示す。
）
これらの不適合等において、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」は発生していない。「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」は、「溶解槽供給用硝酸の一時的な流量変動によるインターロックの作動（前処理建屋）」の 1 件が発生しており、「せん断機内部の固着物除去方法の追加（前処理建屋）」等の「安全性に関係する機能に係らない不適合等」は 6 件発生した。
6.3 アクティブ試験（第２ステップ）に関係しない不適合等
これまでの第２ステップ期間中（平成 18 年 8 月 12 日～11 月 14 日）に発生
15した不適合等のうち、アクティブ試験に関係しない不適合等は、59 件であった。（アクティブ試験に関係しない不適合等の発生件数を表－20、不適合等の処置内容及び処置状況を表－23～26 に示す。）
これらの不適合等において、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」は発生していない。
「床面走行クレーン耐震性向上に係る改善（第 1 ガラ
ス固化体貯蔵建屋東棟）」等の「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」は 13 件、「飲料水貯槽水位の指示値相違（ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋）」等の「安全性に関係する機能に係らない不適合等」は 46 件発生した。

7．放射線管理(1) 第１ステップ終了後からBWR燃料のせん断開始前まで（平成18年6月27日から11月14日まで）における作業環境中の線量当量、線量当量率、表面密度及び空気中の放射性物質濃度は、保安規定に定める管理基準値より低く設定した管理目標値を下まわっており、問題がないことを確認した（表－27参照）。
(2) 第１ステップ終了後からBWR燃料のせん断開始前まで（平成18年6月27日から11月14日まで）における外部被ばく及び内部被ばくによる実効線量は、線量限度を十分下まわっており、問題がないことを確認した。（表－28参照）。
(3) アクティブ試験開始から BWR 燃料のせん断開始前まで（平成 18 年 3 月 31
日から 11 月 13 日まで）における液体廃棄物及び気体廃棄物の放出量は、測定された放射性物質濃度に基づき放出量を評価、積算した結果、得られた累計放出放射能量が事業指定申請書記載の年間の放出管理目標値を下まわっており、問題がないことを確認した（表－29、表－30 参照）。
(4) 第１ステップ終了後から BWR 燃料のせん断開始前まで（平成 18 年 6 月 27
日から 11 月 14 日まで）における環境モニタリングは、連続監視している測定項目のうち、空気中の放射性物質濃度（気体状β放射能濃度）において、使用済燃料のせん断、溶解に伴い、定量下限値（2kBq/m3）を超えた 3kBq/m3（1 時間値）を 1 回確認している。これは線量告示に定める周辺監視区域外の濃度限度 100kBq/m3 と比較して十分に小さい値である。本測定値を安全審査における「放射性雲による実効線量」と同様に試算した場合、1.4×10-6mSv となり、周辺監視区域外の年間の線量限度である 1mSv と比較して、十分小さい値であることを確認した。
その他の連続監視している測定項目の結果は、アクティブ試験開始以前の変動幅（平成 7 年度から平成 17 年度までの測定値）内であり、問題がない
ことを確認した。
16

また、定期的に採取した環境試料の測定結果は、アクティブ試験開始以前の変動幅（平成 7 年度から平成 17 年度までの測定値）内であり、問題がないことを確認した（表－31 参照）。

8．おわりに
本報告では、第２ステップにおいて、PWR 燃料を用いて確認した基本的な安
全性の評価結果及びアクティブ試験の過程で発生した不適合等の対応状況などを取り纏め報告しているが、BWR 燃料の評価結果を加え、「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その２－２）」として報告する予定である。

17

年
月

８月
1

主要工程

平成１８年
１０月

９月
31 1

30 1

１１月
31 1

第2ステップ開始

31

第2ステップ終了▽▽【共通事項】
アクティブ試験ステップ

第２ステップ【前処理建屋】
各ステップ試験
PWR：6体ＰWR：103体

BWR：57体【分離建屋】
各ステップ試験
処理能力確認試験（性能検査）を含む

18【精製建屋】
ウラン精製の各ステップ試験

プルトニウム精製の各ステップ試験【低レベル廃液処理建屋】
廃液受入れ・処理及び試験【分析建屋】
分析再現性確認試験

１２月
30 1

処理能力確認試験（性能検査）を含む

分析再現性確認試験【ウラン脱硝建屋】
各ステップ試験【ｳﾗﾝ・ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合脱硝建屋】
各ステップ試験

図－１ 第2ステップの実績工程

表－２

•

前処理建屋の試験結果と評価（1／4）

せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、溶解施設（溶解設備、清澄・計量設備）
試験項目

試験内容

せん断・溶解運 使用済燃料を用いて、以下
転性能確認試の試験を行う。
験（1－1）
1） せ ん断機にお けるせん 断運転機能 を確認する。

収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価1）1） 使用済燃料（PWR 燃料）せん断
PWR 燃料時の運転パラメータ（ﾌﾞﾚｰﾄﾞﾎﾙ【ﾌﾞﾚｰﾄﾞﾎﾙﾀﾞﾄﾛﾘ最大圧力】
ﾀﾞﾄﾛﾘ最大圧力、ﾌﾟｯｼｬｰ最大ト
ルク、主ギャグ最大圧力、補助MPa【ﾌﾟｯｼｬｰ最大トルク】
ギャグ最大圧力）及びせん断・
溶解時間に関するデータを取Nm【主ギャグ最大圧力】
得し、使用済燃料をせん断できることを確認した。
MPa【補助ギャグ最大圧力】
なお、BWR 燃料に関する試験結果については、データを集約しMPa【せん断機・溶解槽が連動次第、評価を行い、「アクティした状態における燃料１体
ブ試験中間報告書（その２－の処理に要した時間】２）」にて報告する。
分
BWR 燃料【ﾌﾞﾚｰﾄﾞﾎﾙﾀﾞﾄﾛﾘ最大圧力】
データ集約中【ﾌﾟｯｼｬｰ最大トルク】
データ集約中【主ギャグ最大圧力】
データ集約中【補助ギャグ最大圧力】
データ集約中【せん断機・溶解槽が連動した状態における燃料１体の処理に要した時間】
データ集約中

19

表－２

•

前処理建屋の試験結果と評価（2／4）

せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、溶解施設（溶解設備、清澄・計量設備）
試験項目

試験内容

収集されたデータとその分析の要約

せん断・溶解運 2）使用済燃料せん断片の 2）
転性能確認試
溶解状態を確認する。 【溶解液中のウラン濃度】
験（1－1）
gU/L

試験結果と評価

2）溶解液中のウラン濃度及びプル
トニウム濃度が核的制限値
350g (U+Pu)/L)よりも低く設定
し た 目 標 値 （ ウ ラ ン :【溶解液中のプルトニウム___gU/L 、 プ ル ト ニ ウ ム :___濃度】
gPu/L 以下）の範囲内であるこgPu/Lとを確認した。
酸濃度については、目標値（___【溶解液の酸濃度】___mol/L）を若干上まわる結果
mol/Lとなった。これは、せん断を中断した後の液位維持のための硝酸供給により、過剰な酸が溶
解槽内に存在する状況となっても、硝酸を供給したためであ
る。

20

表－２

•

前処理建屋の試験結果と評価（3／4）

せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、溶解施設（溶解設備、清澄・計量設備）
試験項目

試験内容

収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価

せん断・溶解運転性能確認試験（1－1）

3）溶解槽及びよう素追出 3）3）溶解設備及びせん断・溶解廃ガ
し槽における蒸発率及 【回収硝酸量】
ス処理設備での回収硝酸量、蒸びよう素残存率を確認
kg/h
発率、よう素濃度及びよう素残する。
存率に関するデータを取得し、【蒸発率】
よう素の挙動に問題がないこ
kg/hとを確認した。
【よう素濃度】
g/L
・溶液中：
・不溶解残渣中
g/L：【よう素残存率】
・溶液中：％
・不溶解残渣中
：％4） せん断、溶解量とクリプトン-854）せん断、溶解時のクリ 4）
放出量との相関関係から、せん
プトン放出量を確認す 【クリプトン-85 放出量
断・溶解に伴い、クリプトンのる。
（せん断・溶解廃ガス処理
放出量が増加することを確認
設備のクリプトンモニ
し、データの蓄積を図った。
タ）】
PWR 燃料約 50t・Upr 処理
Bq※
において
清澄・計量設 使用済燃料の溶解液を用
備運転性能確 いて、以下の試験を行う。
1）データを集約し次第、評価を行
認試験（1－2） 1）清澄設備不溶解残渣除 1）
い、「アクティブ試験中間報告書
去効率を確認する。
【不溶解残渣濃度】（その２－２）」にて報告する。
データ集約中【不溶解残渣除去効率】
データ集約中2）計量設備での溶解液均 2）
質化時間を確認する。
・データ集約中※

2）データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

測定箇所の排気風量や検出器の違い（主排気筒：プラスチックシンチレーション検出器、せん断・溶解廃ガス処理設備：NaI（T1）シンチレーション検出器）等により、主排気筒で測定したクリプトン-85 の放出量と異なると考えられる。

21

表－２

•

前処理建屋の試験結果と評価（4／4）

せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、溶解施設（溶解設備、清澄・計量設備）
試験項目

核燃料物質の移行量確認試験（1－3）

収集されたデータとその分析の要約
使用済燃料の溶解液を用 【不溶解残渣への移行量】
いて、核燃料物質の移行量
ウラン：kgUの確認試験を行う。
プルトニウム：kgPu
試験内容【廃液への移行量】
ウラン：kgU
プルトニウム：kgPu【ハル・エンドピースへの
移行量】
ウラン：
kgU
プルトニウム：
kgPu【不溶解残渣等への移行
率】
ウラン：
％
プルトニウム：％22

試験結果と評価・ 不溶解残渣等への核燃料物質の過度の移行はなく、溶解性能に問題ないことを確認した。

表－3 分離建屋の試験結果と評価（1／4）•

分離施設（分離設備、分配設備）
試験項目

分離・分配性能確認試験（2－1－1）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

使用済燃料の溶解液を用いて、以下の試験を行う。
1） インラインモニタ（α 1）
モニタ）の機能を確認 【インラインモニタ】
・モニタの計算濃度する。
mgPu/L
・分析値
mgPu/L2） ウラン溶液 TBP 洗浄器、プルトニウム溶液
TBP 洗浄器、TBP 洗浄
塔及び TBP 洗浄器のTBP 洗浄効率を確認する。

試験結果と評価

1）プルトニウム濃度の分析値は、検出下限値未満であった。これは、上流において溶媒から水相中へのプルトニウムの逆抽出が良好に行われた結果と考えられる。
第３ステップ以降、引き続きインラインモニタの機能を確認する。
2）ウラン濃縮缶供給槽、プルトニ
2）
ウム溶液中間貯槽、抽出廃液受【ウラン溶液 TBP 洗浄器
槽及び補助抽出廃液受槽におい（ウラン濃縮缶供給槽）】てサンプリング及び分析により・TBP 濃度：mg/L
確認した結果、TBP 濃度は、安
全評価で使用した 110mg/L より【プルトニウム溶液 TBP 洗
も低く設定した目標値（ mg/L）
浄器（プルトニウム溶液中以下であり、過度の TBP の移行
間貯槽）】がないことを確認した。
・TBP 濃度：mg/L【TBP 洗浄塔（抽出廃液受槽）】
・TBP 濃度：mg/L【TBP 洗浄器（補助抽出廃
液受槽）】
・TBP 濃度：mg/L

23

表－3 分離建屋の試験結果と評価（2／4）•

分離施設（分離設備、分配設備）
試験項目

分離・分配性能確認試験（2－1－1）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価

3） 抽出廃液及び補助抽出廃液中
3） 4）プルトニウム分配性 3）のプルトニウム濃度が、未臨界能を確認する。
【抽出廃液、補助抽出廃液
中のプルトニウム濃度】
濃度である 6.3gPu/L よりも低gPu/Lく設定した目標値（ gPu/L）
以下であり、プルトニウムが過度に移行しないことを確認した。
4）4） プルトニウム洗浄器有機相出【プルトニウム洗浄器有機口のプルトニウム濃度が、未臨
相出口のプルトニウム濃
界濃度である 7.5gPu/L よりも度】
低く設定した目標値（ gPu/L）
gPu/L
以下であり、プルトニウムが過度に移行しないことを確認した。
5） 核 分裂生成物 の除染 5）
5）主要な核分裂生成物（テクネチ
性能を確認する。
【除染係数】
ウム、ルテニウム等）は、テク
ネチウムを除き除染係数が目ウランの流れ標値（ウランの流れ（ルテニウ・テクネチウム：ム/ロジウム：、その他の＿
核分裂生成物：）、プ・ルテニウム/ロジウム：
ルトニウムの流れ（ルテニウム＿/ロジウム：、その他の核・その他の核分裂生成物：
分裂生成物：））以上で＿あることを確認した。
プルトニウムの流れ
テクネチウム（ウランの流れ）
・テクネチウム：＿については、ウラン溶液中のテ・ルテニウム/ロジウム：
クネチウム濃度が分析下限値＿未満であるため、下限値に相当
・その他の核分裂生成物：
する量のテクネチウムが溶液＿中に存在すると仮定して除染係数を評価した。その結果、目標値（）と同等の除染性能を有することを確認した。
テクネチウム（プルトニウムの流れ）については、分析結果から評価した除染係数は＿であるが、分離施設におけるテ
クネチウムの物質収支から評価した除染係数は＿ であり、目標値（＿）以上であることを確認した。
なお、第３ステップ以降も、引き続き核分裂生成物の除染性能を確認する。

24

表－3 分離建屋の試験結果と評価（3／4）•

分離施設（分離設備、分配設備）

収集されたデータとその分析の要約
核燃料物質の 使用済燃料の溶解液を用 【廃液への移行量】
移行量確認試 いて、核燃料物質の移行量
ウラン：gU
験（2－1－2） の確認試験を行う。
プルトニウム：gPu【廃液への移行率】
ウラン：％
プルトニウム：
％
試験項目

•

試験内容

試験結果と評価・ 廃液等への核燃料物質の過度の移行はなく、分離・分配性能に問題ないことを確認した。

酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）
試験項目

試験内容

収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価

酸回収性能確認試験（2－2－1）

使用済み硝酸を用いて蒸 1）
発缶の処理運転性能等の 【回収酸】
酸回収性能の確認試験を ・酸濃度
行う。
mol/L
・放射能濃度
α：
_
Bq/L
βγ：
_
Bq/L
【回収水】
・酸濃度
mol/L
・放射能濃度
α：
_
Bq/L
βγ：
_
Bq/L

1） 回収酸及び回収水の性状（酸濃度、放射能濃度）から、酸回収できることを確認した。

溶媒再生性能確認試験（2－2－2）

使用済み溶媒を用いて再 1）
生した溶媒の性状等によ 【放射能濃度】
り溶媒再生性能の確認試
βγ：
験を行う。
【TBP 濃度】

1） 再生した溶媒の放射能濃度を確認するとともに、TBP 濃度が目標値（％）の範囲内であり、溶媒を再生できることを
確認した。

Bq/L

％
2）定格処理量で連続して運 2） 定格処理量で連続して運転を転ができる。
行い安定して溶媒の再生ができることを確認した。

25

表－3 分離建屋の試験結果と評価（4／4）•

液体廃棄物の廃棄施設（高レベル廃液処理設備）
試験項目

高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験
（2－3－1）

処理能力確認試験（2－3－2）収集されたデータとその分析の要約
抽出廃液等を用いて、濃縮 除染係数
運転性能の確認試験を行 【高レベル廃液濃縮缶】
う。
α：
以上
βγ：
以上
【アルカリ廃液濃縮缶】＿
試験内容

高レベル廃液処理設備の 処理能力
処理能力に関する確認試 【高レベル廃液濃縮缶】
験を行う。
m3/h
【アルカリ廃液濃縮缶】
m3/h

26

試験結果と評価・ 高レベル廃液濃縮缶の除染係数が所定の値（2000）以上であり、高レベル廃液濃縮缶にて除染できることを確認した。
・ アルカリ廃液濃縮缶の除染係数が所定の値（11000）以上であり、アルカリ廃液濃縮缶にて除染できることを確認した。
・ 高レベル廃液濃縮缶の処理能力が所定の値（約 3 m3/h）以上であり、廃液の処理能力に問題ないことを確認した。
・ アルカリ廃液濃縮缶の処理能力が所定の値（約 0.3m3/h）を基 に 設 定 し た 詳 細 値（____m3/h）以上であり、廃液の処理能力に問題ないことを確認した。

表－4 精製建屋の試験結果と評価（1／5）•

精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製設備）
試験項目

ウラン精製性能確認試験（3－1－1）

プルトニウム
精製性能確認試験（3－1－2）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

ウラン溶液を用いて、以下の試験を行う。
1）各核種の除染性能を確 1）【除染係数】
認する。
・ネプツニウム－・その他の核分裂生成物－

試験結果と評価

1）ネプツニウムについては、ウラン精製設備出口のネプツニウム
濃度が検出下限値未満であった。
なお、検出下限値を用いて除染係数を評価した場合は、ウラン精製
設備入口のネプツニウム濃度が低いことから、目標値を下まわる結果となるが、製品仕様は満足する。
その他の核分裂生成物について
は、ウラン精製設備の入口の濃度が全て検出下限値未満であった。
各核種の除染係数については、第３ステップ以降、引き続き確認を行う。
2）ウラン濃縮缶供給槽及び供給液
2）ウラン溶液 TBP 洗浄器 2）
中間貯槽における TBP 濃度が安及び抽出廃液 TBP 洗浄 【ウラン溶液 TBP 洗浄器
全評価で使用した 110 mg/L よ
器の TBP 洗浄効率を確 （ウラン濃縮缶供給槽）】
りも低く設定した目標値
認する。
・TBP 濃度：mg/L（__mg/L）以下であり、過度の【抽出廃液 TBP 洗浄器（供TBP の移行がないことを確認し給液中間貯槽）】た。
・TBP 濃度：mg/L
プルトニウム溶液を用いて、以下の試験を行う。
1）インラインモニタ（α 1）1）表示される計算濃度の最小単位モニタ）の機能を確認 【インラインモニタ】
が gPu/L であり、分析値と直する。
・モニタの計算濃度
接比較はできない。溶媒中のプ
gPu/L
ルトニウム濃度（分析値）が小・分析値
さいのは、上流において溶媒か
gPu/L
ら水相中へのプルトニウムの逆抽出が良好に行われた結果と考えられる。
第３ステップ以降、引き続きインラインモニタの機能を確認する。

27

表－4 精製建屋の試験結果と評価（2／5）•

精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製設備）
試験項目

プルトニウム
精製性能確認試験（3－1－2）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価

2）2）～5）2）抽出廃液中のプルトニウム濃度
パルスカラム、ミキサ 【抽出廃液中のプルトニウ
及びプルトニウム洗浄器有機相
セトラの性能を確認す ム濃度】
出口におけるプルトニウム濃度
gPu/Lる。
が未臨界濃度である 8.2gPu/L
よりも低く設定した目標値【プルトニウム洗浄器有機(___gPu/L)以下であり、プルト
相出口におけるプルトニウ
ニウムが過度に移行しないこと
ム濃度】を確認した。
gPu/L
3）【抽出廃液中間貯槽】
・TBP 濃度：mg/L【逆抽出液受槽】
・TBP 濃度：mg/L
4）【油水分離槽】
・TBP 濃度：mg/L

5）【プルトニウム濃縮液】
・不純物含有量％Pu・アメリシウム含有量％Pu
・核分裂生成物
Bq/gPu283）抽出廃液中間貯槽及び逆抽出液
受槽における TBP 濃度が安全評
価で使用した 110 mg/L よりも低く設定した目標値（ _mg/L）
以下であり、過度の TBP の移行がないことを確認した。
4）油水分離槽における TBP 濃度が安全評価で使用した 110 mg/L よりも低く設定した目標値（___mg/L）以下であり、過度のTBP の移行がないことを確認した。
5）プルトニウム濃縮液中の不純物
含有量、アメリシウム含有量及び核分裂生成物含有量が目標値（不純物： ％Pu、アメリシウ
ム： ％Pu、核分裂生成物：_____Bq/gPu）以下であり、抽出・逆抽出性能に問題ないことを確認した。

表－4 精製建屋の試験結果と評価（3／5）•

精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製設備）
試験項目

プルトニウム
濃縮運転性能確認試験（3－1－3）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

プルトニウム溶液を用いて濃縮運転を行い、運転性能の確認試験を行う。
1）濃縮係数及び精製係数 1）を確認する。
【濃縮係数】
約___【精製係数】_________

試験結果と評価

1）濃縮係数約__を目指して運転を行い、精製係数が目標値（__）
以上であり、プルトニウム溶液を濃縮できることを確認した。

2）2）凝縮液中のプルトニウム濃度が、【凝縮液中のプルトニウム
未臨界濃度である 8.2gPu /L よ濃度】
りも低く設定した目標値____ gPu/L(___gPu/L)以下であり、プルト
ニウムが過度に移行しないことを確認した。
核燃料物質の ウラン溶液及びプルトニ 【廃液等への移行量】
移行量確認試 ウム溶液を用いて、核燃料
ウラン：
gU
験（3－1－4） 物質の移行量の確認試験 プルトニウム：
gPu【廃液等への移行率】
を行う。
ウラン：
％
プルトニウム：％29

・ 廃液等への核燃料物質の過度の移行はなく、精製性能に問題ないことを確認した。

表－4 精製建屋の試験結果と評価（4／5）•

酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）
試験項目

酸回収性能確認試験（3－2－1）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

使用済み硝酸を用いて蒸 1）
発缶の処理運転性能等の 【回収酸】
酸回収性能の確認試験を ・酸濃度行う。
・放射能濃度α：

試験結果と評価
1） 回収酸及び回収水の性状（酸濃度、放射能濃度）から、酸回収できることを確認した。

mol/L
_
Bq/L
Bq/L

βγ：
【回収水】
・酸濃度

mol/L
・放射能濃度α：βγ：
溶媒再生性能確認試験（3－2－2）

_
Bq/L
Bq/L

使用済み溶媒を用いて再 1）
生した溶媒の性状等によ 【放射能濃度】
り溶媒再生性能の確認試 ・ウラン精製系
Bq/L
験を行う。
βγ：
・プルトニウム精製系
Bq/L
βγ：

1）再生した溶媒の放射能濃度を確認するとともに、TBP 濃度が目
標値（％）の範囲内であり、溶媒を再生できることを確認した。

【TBP 濃度】
・ウラン精製系％
・プルトニウム精製系％

2）定格処理量で連続して運 2）定格処理量で連続して運転を行転ができる。
い安定して溶媒の再生ができることを確認した。

30

表－4 精製建屋の試験結果と評価（5／5）•

酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）
試験項目

溶媒処理性能確認試験（3－2－3）

試験内容収集されたデータとその分析の要約

試験結果と評価

使用済み溶媒を用いて蒸 1）
1）回収溶媒及び回収希釈剤の性状
発缶等の処理運転性能等 【DBP※濃度】
が目標値（回収溶媒中の DBP※濃の溶媒処理性能の確認試
ppm
度： ppm、回収希釈剤中の溶験を行う。
【回収希釈剤中の溶媒濃媒濃度：％）以下であり、溶媒を処理できることを確認し度】た。
％
2）定格処理量で連続して運 2）定格処理量で連続して運転を行転ができる。
い安定して溶媒の処理ができることを確認した。

※

DBP；りん酸二ブチルのこと。りん酸三ブチルが硝酸の存在や放射線の照射により分解したもので、抽出効率や抽出器の運転に影響を及ぼす。

31

表－5 ウラン脱硝建屋の試験結果と評価•

脱硝施設（ウラン脱硝設備）
試験項目

処理性能確認試験（4－1）

核燃料物質の移行量確認試験（4－2）

収集されたデータと試験結果と評価
その分析の要約
ウラン溶液を用いて、処理 ・定格処理量で連続して運 ・ 定格処理量で連続して運転を性能確認試験を行う。
転ができる。
行い安定してウラン溶液の脱硝処理ができることを確認した。
試験内容

ウラン溶液を用いて、核燃 【廃液等への移行量】
料物質の移行量の確認試
ウラン：
gU
験を行う。
【廃液等への移行率】
ウラン：
％

32

・ 廃液等への核燃料物質の過度の移行はなく、ウラン脱硝性能に問題ないことを確認した。

表－6 ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の試験結果と評価（1／2）•

脱硝施設（ウラン・プルトニウム混合脱硝設備）
試験項目

試験内容

収集されたデータとその分析の要約

溶液調整性能 ウラン溶液及びプルトニ 1)
確認試験（5－ ウム溶液を用いて、以下の 【貯槽内温度】
1）
試験を行う。
硝酸プルトニウム貯槽
1)溶液取扱い機器の性能
℃
（冷却水Ａ
℃、
確認
Ｂ
℃）
混合槽 A
℃
（冷却水Ａ
℃、
Ｂ
℃）

脱硝性能確認試験（5－2）【混合攪拌】
撹拌開始から約 時間後の混合槽の高・低位置の濃度
プルトニウム濃度：
高位置_ gPu/L
低位置_ gPu/L
ウラン濃度：
高位置_ gU/L低位置_ gU/Lウラン溶液及びプルトニ 1)
ウム溶液を用いて、以下 【脱硝処理に要する時間】
分の試験を行う。
1)脱硝装置の性能確認【脱硝粉末の含水率】
wt％2)粉体移送機での気送運 2)
転確認【気送残量】kg

粉体処理性能 脱硝粉体を用いて、以下の 1)
確認試験（5－ 試験を行う。
【粉末物性】
3）1)粉体処理性能確認
比表面積：
平均粒径：
2)粉末取扱確認

1) プルトニウムを含む溶液を内包する貯槽の温度を確認し、溶液が冷却されていることを確認した。また、ウラン溶液及びプルトニウム溶液を混合し、撹拌開始から約 時間後のウラン濃度及びプルトニウム濃度を測定し、混合溶液が均質になっていることを確認した。

1） 脱硝処理に要する時間が目標値（分）以内、及び脱硝粉末の含水率が核的制限値算出根拠である 5wt％以下であり、脱硝性能に問題ないことを確認した。
2) 脱硝粉末を粉体移送機にて気送し、気送残量も少ないことか
ら、問題なく気送できることを
確認した。
1)

m2/g
μm

2)
【粉末充てん量】
kg(UO2+PuO2)

33

試験結果と評価

焙焼、還元、粉砕及び粉末混合に支障がなく、粉末物性に問題ないことを確認した。

2）粉末が安定して排出でき、核的
制限値 13.3kg(U+Pu) に相当す
る約 15kg(UO2+PuO2) 以下に設定した目標値kg(UO2+PuO2)
で充てんが終了することを確認し、過度の粉末が充てんされないことを確認した。

表－6 ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の試験結果と評価（2／2）•

脱硝施設（ウラン・プルトニウム混合脱硝設備）
試験項目

核燃料物質の移行量確認試験（5－5）

収集されたデータとその分析の要約
ウラン溶液及びプルトニ 【廃液への移行量】
ウラン：gU
ウム溶液を用いて、核燃料物質の移行量の確認試験 プルトニウム：
gPuを行う。
【廃液への移行率】
ウラン：％
プルトニウム：％
試験内容

34

試験結果と評価・ 廃液への核燃料物質の過度の移行はなく、ウラン・プルトニ
ウム混合脱硝性能に問題ないことを確認した。

表－7 低レベル廃液処理建屋の試験結果と評価•

液体廃棄物の廃棄施設（低レベル廃液処理設備）
収集されたデータとその分析の要約【第 1 低レベル廃液蒸発缶の除染係数】α：_βγ：_【第 2 低レベル廃液蒸発缶の除染係数】
－

試験項目

試験内容

低レベル廃液処理設備運転性能確認試験
（6－1）

使用済燃料を処理することにより発生する低レベ
ル廃液を用いて、廃液処理
運転性能の確認試験を行う。

処理能力確認試験（6－2）

低レベル廃液処理設備の 【第 1 低レベル廃液蒸発缶
処理能力の確認試験を行 の処理能力】
う。
m3/h【第 2 低レベル廃液蒸発缶の処理能力】
m3/h

・ 低レベル廃液蒸発缶の処理能力が所定の処理能力（第 1 低レ
ベル廃液蒸発缶：約 3.8m3/h、
第 2 低レベル廃液蒸発缶：約13m3/h）以上であり、廃液の処理能力に問題ないことを確認した。

液体廃棄物放出量確認試験
（6－3）

使用済燃料を処理するこ 【放出放射能量】とにより、液体の放出放射
データ集約中能量の確認試験を行う。
【年間の推定放出放射能量※】
データ集約中・ データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

※

試験結果と評価・ 第 1 低レベル廃液蒸発缶の除染係数が所定の値（50）以上であり、除染できることを確認した。
第 2 低レベル廃液蒸発缶については、処理した廃液の放射性物
質濃度が、検出下限値未満であった。第３ステップ以降、高燃
焼度あるいは短期冷却の使用
済燃料を用いて確認する。

年間の推定放出放射能量；試験期間に処理した使用済燃料に含まれる放射能量を計算コード（ORIGEN2）を用いて算出した値と、事業指定申請書で設定している基準燃料（燃焼度 45,000MWD/t・Upr、冷却期間 4 年の使用済燃料）800t・Upr 時の核種毎の放射能量との比を出し、この比に放出された核種の測定値を乗じて算出した値。

35

表－8 分析建屋の試験結果と評価•

その他再処理設備の附属施設（分析設備）

収集されたデータと試験結果と評価
その分析の要約
分析再現性確所定の分析手順に従い、同 【 分 析 法 の 相 対 標 準 偏 差 ・ 溶解液等を用いて、所定の分析
認試験（9－1） 一試料に対して分析を複 （R.S.D）】
手順に従い、１手法あたり 10
数回実施する再現性確認 ・ 許 容 さ れ る R.S.D が回の分析を行い、得られた分析試験を行う。
値から相対標準偏差を算出し、___%以下の分析法：最それぞれの分析手法に対して
大 R.S.D%
許容した相対標準偏差内であ・ 許 容 さ れ る R.S.D がることを確認した。その結果、___%以下の分析法：最分析手法について再現性があ大 R.S.D%
り、問題なく適切に分析が行え・ 許 容 さ れ る R.S.D がることを確認した。
_ %以下の分析法：最大 R.S.D%・ 許 容 さ れ る R.S.D が___%以下の分析法：最大 R.S.D%・ 許 容 さ れ る R.S.D が___%以下の分析法：最大 R.S.D%・ 許 容 さ れ る R.S.D が___%以下の分析法：最大 R.S.D
%
試験項目

試験内容

36

表－9 再処理施設全体に係る試験結果と評価（1／2）

試験項目
気体廃棄物放出量確認試験
（11－1）※

収集されたデータと試験結果と評価
その分析の要約
使用済燃料を処理するこ 【放出放射能量】
・ データを集約し次第、評価を行とにより、気体の放出放射
データ集約中い、「アクティブ試験中間報告
能量の確認試験を行う。
書（その２－２）」にて報告す【年間の推定放出放射能量る。
※】
データ集約中試験内容年間の推定放出放射能量；試験期間に処理した使用済燃料に含まれる放射能量を計算コード（ORIGEN2）を用いて算出した値と、事業指定申請書で設定している基準燃料（燃焼度 45,000MWD/t・Upr、冷却期間 4 年の使用済燃料）800t・Upr 時の核種毎の放射能量との比を出し、この比に放出された核種の測定値を乗じて算出した値。

37

表－9 再処理施設全体に係る試験結果と評価（2／2）

試験項目
線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認試験（11－2）

核燃料物質の
物質収支確認（11－6）

収集されたデータとその分析の要約
使用済燃料等を用いて、前 ・線量当量率
処理建屋、分離建屋、精製
データ集約中建屋、ウラン脱硝建屋及びウラン･プルトニウム混合 ・空気中の放射性物質濃度
脱硝建屋の管理区域におデータ集約中
ける線量当量率及び空気中の放射性物質濃度の確認試験を行う。
試験内容

試験結果と評価・ データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

使用済燃料等を用いて、再 【プルトニウム在庫量推定 ・ データを集約し次第、評価を行処理施設全体の核燃料物 式】
い、「アクティブ試験中間報告
質の物質収支の確認試験 ・分離工程抽出器群書（その２－２）」にて報告すを行う。
データ集約中る。
・プルトニウム蒸発濃縮缶
データ集約中38

表－10 アクティブ試験における安全関連確認事項と確認結果（１／５）
安全要求事項閉じ込め

安全関連確認事項

確認事項

放 射 性 物 質 を 閉じ込めを形成する材料の運転時の 運転温度の確認
収 納 す る 系 統 温度
及び機器
・ 減圧運転の高レベル廃液濃縮缶
・ 焙焼炉、還元炉

換気系統

これまでのアクティブ試験の確認結果

評価

・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶内温度が約℃であり、目標値(℃)以下に維持できることを確認した。
・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の焙焼炉、還元炉ヒータ部温度が約 ℃であり、所定の値（890℃）以下に維持できることを確認した。

高レベル廃液を高レベル廃液濃縮缶において処理し、缶内温度が目標値以下に維持できること及び脱硝粉体を焙焼炉、還元炉で焙焼・還元し、ヒータ部温度が所定の値以下に維持できることを確認し、閉じ込めを形成する材料の運
転時温度に問題はない。

廃ガス処理設備の排気能力，並びに 排気風量、負圧、 ・前処理建屋のせん断処理・溶解廃ガス処理設備において、溶解槽 使用済燃料集合体のせん断・溶解において溶解槽の負圧がセル等及び建物の負圧、異なる汚染 差圧
内の圧力がkPa 未満であり、目標値(kPa)以下に維持 維持できることを確認した。
区分間の差圧できることを確認した。

崩 壊 熱 除 去 に 安全冷却水系（一次側及び二次側） 高レベル濃縮廃液 ・前処理建屋の不溶解残渣回収槽等、分離建屋の抽出廃液受槽等、 高レベル廃液等の崩壊熱を除去できることを確認した。
係る設備
の除熱能力
等の温度確認ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の硝酸プルトニウム貯槽等において温度高警報が通常の運転範囲に余裕を考慮して設定した作動レベルに達していないことから適切に管理できることを確認した。

放 射 線 監 管 理 区 域 内 の 屋内モニタリング設備の作動
視
放 射 線 管 理 の ・エリアモニタ
ための設備
・ダストモニタ

線量当量率、空気 ・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度のデータを集約中。
中の放射性物質濃度の確認

データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

39

表－10 アクティブ試験における安全関連確認事項と確認結果（２／５）
安全要求事項

安全関連確認事項

放 射 性 廃 気 体 廃 棄 物 の 気体廃棄物の廃棄施設全体の能力
棄 物 の 放 廃棄施設
出管理等

確認事項

これまでのアクティブ試験の確認結果

排気中の放射性物 ・気体廃棄物中の放射能量（放出量）を集約中。
質濃度（放出量）の確認

評価
データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

実廃液処理におけ ・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶の処理能力がm3/h であり、所 高レベル廃液、アルカリ廃液、低レベル廃液をそれぞれ高3
る処理能力の確認
レベル廃液濃縮缶、アルカリ廃液濃縮缶、第 2 低レベル廃定の値（約 3m /h）以上であることを確認した。
・分離建屋のアルカリ廃液濃縮缶の処理能力がm3/h であり、所 液蒸発缶において処理し、所定の処理能力を有することを定の値（約 0.3m3/h）を基に設定した詳細値（m3/h）以上であ 確認した。
ることを確認した。
・低レベル廃液処理建屋の第 2 低レベル廃液蒸発缶の処理能力が___ m3/h であり、所定の値(約 13m3/h)以上であることを確認した。
処理設備ごとの除染能力（蒸発缶及 実廃液処理におけ ・ 分離建屋の高レベル廃液濃縮缶の除染能力が以上であ 分離建屋の高レベル廃液濃縮缶、アルカリ廃液濃縮缶において、それぞれ高レベル廃液、アルカリ廃液を処理し、所り、所定の値(2000)以上であることを確認した。
び濃縮缶）
る除染能力の確認
・ 分離建屋のアルカリ廃液濃縮缶の除染能力がであり、所 定の除染能力を有することを確認した。
定の値(11000)以上であることを確認した。
低レベル廃液処理建屋の第 2 低レベル廃液蒸発缶の除染能・ 低レベル廃液処理建屋の第 2 低レベル廃液蒸発缶については、処 力については、第 3 ステップ以降、引き続き確認を行う。
理した廃液の放射性物質濃度が検出下限値未満であった。

液 体 廃 棄 物 の 処理設備ごとの処理容量
廃棄施設

液体廃棄物の廃棄施設全体の能力

海洋放出水中の放 ・液体廃棄物中の放射能量（放出量）を集約中。
射性物質濃度（放出量）の確認

データを集約し次第、評価を行い、「アクティブ試験中間報告書（その２－２）」にて報告する。

40

液体廃棄物中の放 ・分離建屋の分離設備及び分配設備の主要な核分裂生成物（テクネ 分離建屋の分離設備及び分配設備ついては、核分裂生成物
射能量（放出量）
チウム、ルテニウム等）に対し、除染係数が、ウランの流れにお の除染能力を有することを確認した。
に影響を与える上
いては、テクネチウム：（分析下限値相当の流工程の除染係数
テクネチウムが存在すると仮定した評価結果）、ルテニウム/ロジ 精製建屋のウラン精製設備のネプツニウムについては、ウの確認
ウム：、その他の核分裂生成物：、プルトニウム ラン精製設備出口のネプツニウム濃度が検出下限値未満の流れにおいては、テクネチウム：、ルテニウム/ロジウム： であった。なお、検出下限値を用いて除染係数を評価した___、その他の核分裂生成物：
であり、目標値（ウラ 場合は、ウラン精製設備入口のネプツニウム濃度が低いこンの流れ（テクネチウム：、ルテニウム/ロジウム：、そ とから、目標値を下まわる結果となるが、製品仕様は満足の他の核分裂生成物：））(プルトニウムの流れ（テクネチ する。
ウム： 、ルテニウム/ロジウム：、その他の核分裂生成物： また、その他の核分裂生成物については、ウラン精製設備の入口の濃度が全て検出下限値未満であった。
___）)と同程度あるいはそれ以上であることを確認した。
・精製建屋のウラン精製設備の各核種に対する除染係数（目標値 精製建屋のウラン精製設備の各核種の除染係数について
ネプツニウム、その他の核分裂生成物）について、ネプツ は、第３ステップ以降、引き続き確認を行う。
ニウム及びその他の核分裂生成物ともに入口又は出口の濃度が検出下限値未満であった。

表－10 アクティブ試験における安全関連確認事項と確認結果（３／５）
安全要求事項
臨界安全

核的制限値等（臨界安全管理対象外設備への核燃料物質の流出防止を含む）を維持するための設備

安全関連確認事項

確認事項

これまでのアクティブ試験の確認結果

評価

41

臨界防止に係る計測装置、警報装置、 計測装置の作動、 ・ 前処理建屋の溶解槽の溶解液密度高によりせん断を停止するイ 臨界防止に係る計測装置の作動、指示値を確認し、適切に指示値の確認ンターロックが、事業指定申請書に記載の 350g(U+Pu)/L に相当 運転制御できることを確認した。
インターロック等の作動する密度以下に設定した作動レベルに達していないことから適・せん断施設及び溶解施設（せん断
切に運転制御できることを確認した。
機、溶解槽、エンドピース酸洗浄
・ 前処理建屋のエンドピース酸洗浄槽の洗浄液密度高によりせん
槽、よう素追出し槽）
・分離施設（抽出塔、補助抽出器、断を停止するインターロックが、事業指定申請書に記載の100g(U+Pu)/L に相当する密度以下に設定した作動レベルに達し
プルトニウム洗浄器）ていないことから適切に運転制御できることを確認した。
・精製施設（プルトニウム洗浄器）
・ 前処理建屋のよう素追出し槽の溶解液密度高による警報が、事業・脱硝施設（脱硝装置、脱硝皿取扱指定申請書に記載の 350g(U+Pu)/L に相当する密度以下に設定し装置、粉砕機、粉末充てん機、粉た作動レベルに達していないことから適切に運転制御できるこ
末缶払出装置）とを確認した。
等
・ 分離建屋の抽出塔の供給溶解液流量高により供給停止するイン
ターロックが、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ 分離建屋の第１洗浄塔の洗浄廃液密度高により抽出廃液の移送を停止するインターロックが、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ 分離建屋の補助抽出器の中性子計数率高により工程を停止する
インターロックが、事業指定申請書に記載の 5gPu/L に相当する
計数率以下に設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ 分離建屋のプルトニウム洗浄器の中性子計数率高により工程を停止するインターロックが、事業指定申請書に記載の 7gPu/L に相当する計数率以下に設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ 分離建屋のプルトニウム洗浄器のアルファ線計数率高による警報が、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ 精製建屋のプルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器のアル
ファ線計数率高による警報が、下流工程への過度のプルトニウムの移行を防止できるように設定した作動レベルに達していないことから適切に運転制御できることを確認した。
・ ウラン･プルトニウム混合脱硝建屋の脱硝装置における脱硝が完了していることを確認するための照度高を検知しシャッタが起動するインターロック及び温度高を検知し脱硝皿取扱装置が起動するインターロック並びに照度高及び温度高を検知しマイク
ロ波発振機を停止するインターロックが作動することから適切に運転制御できることを確認した。
・ ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋において、粉末が安定して排出でき、充てん量がkg（UO2+PuO2）であり、所定の充てん量（次工程に対する核的制限値 13.3kg(U+Pu)に相当する約15kg（UO2+PuO2）以下で設定した量）で充てんが終了することか
ら適切に運転制御できることを確認した。

表－10 アクティブ試験における安全関連確認事項と確認結果（４／５）
安全要求事項
臨界安全

安全関連確認事項

核 的 制 限 値 等 溶解性能
（臨界安全管理対象外設備への核燃料物質の流出防止を含む）を維持
す る た め の 設 抽出・逆抽出性能
備

確認事項

これまでのアクティブ試験の確認結果

42

運転データの確認 ・前処理建屋の溶解液のウラン濃度：
gU/L 及びプルトニウ
ム濃度：
gPu/L であり、核的制限値 (350g(U+Pu)/L)よりも低く設定した目標値(
gU/L、 gPu/L)以下であることを確認した。
・前処理建屋の溶解液の酸濃度：
mol/L であり、目標値(
mol/L)以上であることを確認した。
運転データの確認 ・ 分離建屋の抽出廃液中のプルトニウム濃度が gPu/L 未満であり、未臨界濃度(6.3gPu/L)よりも低く設定した目標値( gPu/L)
以下であることを確認した。
・ 分離建屋の補助抽出廃液中のプルトニウム濃度が gPu/L 未満で
あ り 、 未 臨 界 濃 度 (6.3gPu/L) よ り も 低 く 設 定 し た 目 標 値( gPu/L)以下であることを確認した。
・ 分離建屋のプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウ
ム濃度が gPu/L 未満であり、未臨界濃度(7.5gPu/L)よりも低く設定した目標値( gPu/L)以下であることを確認した。
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の抽出廃液中のプルトニウム濃度が gPu/L 未満であり、未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した目標値( gPu/L)以下であることを確認した。
・ 精製建屋プルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウム濃度がgPu/L 未満であり、未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した目標値(
gPu/L)以下であることを確認した。
上記以外に臨界安全に係るパラメー 運転データの確認 ・ 分離建屋における再生後の溶媒中の TBP 濃度が％であり、目標範囲(%)内であることを確認した。
タの確認
・ 精製建屋における再生後の溶媒中の TBP 濃度がウラン精製系で・濃度管理設備、臨界安全管理対象
外設備に移送する溶液中の Pu 濃___％、プルトニウム精製系で％であり、目標範囲
度(%)内であることを確認した。
・再生溶媒中の TBP 濃度等
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の凝縮液中のプルトニウム濃度が・脱硝粉体の物性___gPu/L 未満であり、未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した
目標値(
gPu/L)以下であることを確認した。
・ ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋における脱硝終了時の脱硝粉
末中の含水率がwt%であり、核的制限値算出根拠である所定の値（5wt%）以下であることを確認した。

評価
溶解槽におけるウランの挙動を確認した結果、ウラン濃度
及びプルトニウム濃度が目標値以下、酸濃度が目標値以上であることから、溶解性能を有していることを確認した。

抽出廃液等のプルトニウム濃度が目標値以下であり、抽出塔等でのプルトニウムの異常な蓄積に起因する廃液側へのプルトニウムの過度の移行はないことから、抽出・逆抽
出性能に係る臨界安全の機能を有していることを確認した。

再生溶媒中の TBP 濃度が目標値であること及び濃度管理設
備、臨界安全管理対象外設備に移送する溶液中の Pu 濃度
が目標値以下であること並びに脱硝粉体の物性が所定の値以下であることから、臨界安全の機能を有していることを確認した。

表－10 アクティブ試験における安全関連確認事項と確認結果（５／５）
安全要求事項

安全関連確認事項

確認事項

これまでのアクティブ試験の確認結果

評価

火災・爆発 火災・爆発の発 火災・爆発防止等に係るインターロ 検出器指示値の確 ・ 分離建屋の高レベル廃液濃縮缶に供給する加熱蒸気温度が℃ 高レベル廃液濃縮缶において高レベル廃液を、プルトニウ
未満であり、熱的制限値(135℃)以下であることを確認した。
に 対 す る 生防止対策、拡 ック等
認
ム濃縮缶においてプルトニウムを含む溶液を処理し、加熱・ 精製建屋プルトニウム精製設備のプルトニウム濃縮缶に供給する 蒸気温度が熱的制限値以下に維持できることを確認した。
考慮
大 防 止 対 策 等 ・蒸気缶等に供給する加熱蒸気温度
加熱蒸気温度が℃未満であり、熱的制限値(135℃)以下であるに係る設備に係るインターロック
ことを確認した。
アジ化水素の爆発
代表ポイントにお ・分離建屋のプルトニウム分配塔及びプルトニウム洗浄器の水溶液 プルトニウム分配塔等の水溶液中のアジ化水素濃度が目・アジ化水素濃度が爆発限界濃度未 けるアジ化水素濃中のアジ化水素濃度がmol/L 以下であり、アジ化水素蒸気の 標値未満であることから、アジ化水素に起因する火災・爆
満度の確認
ベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないとして設定 発の防止の能力を有していることを確認した。
した目標値 (0.05mol/L)未満であることを確認した。
・精製建屋の逆抽出塔のアジ化水素濃度がmol/L 以下、プルト
ニウム洗浄器の水溶液中のアジ化水素濃度がmol/L 未満であり、アジ化水素蒸気のベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないとして設定した目標値 (0.05mol/L)未満であることを確認した。
TBP 洗浄塔（器）の洗浄

43
放射性物
質の移動
に対する
考慮

運転時の TBP 濃度 ・ 分離建屋のウラン濃縮缶供給槽、プルトニウム溶液中間貯槽、抽確認
出廃液受槽及び補助抽出廃液受槽における TBP 濃度が mg/L 未満
であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度(110 mg/L)
よりも低く設定した目標値( mg/L)以下であることを確認した。
・ 精製建屋ウラン精製設備の供給液中間貯槽及びウラン濃縮缶供給槽における TBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度(110 mg/L)よりも低く設定した目標値( mg/L)以下であることを確認した。
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の抽出廃液中間貯槽及び逆抽出液
受槽における TBP 濃度が mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度(110 mg/L)よりも低く設定した目標値( mg/L)以下であることを確認した。
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の油水分離槽における TBP 濃度が__mg/L 未満であり、飽和溶解度として安全評価で使用した TBP 濃度(110 mg/L)よりも低く設定した目標値( mg/L)以下であることを確認した。
放 射 性 物 質 の 移送物の落下・転倒防止に係る安全 運転状況の確認
・使用済燃料受入れ・貯蔵建屋の使用済燃料貯蔵設備のバスケット
移 動 に 係 る 安 装置の作動
取扱装置及びバスケット搬送機において、万一制御に異常があっ
全 対 策 を 施 し ・使用済燃料貯蔵設備のバスケットた場合に停止させるインターロックが作動することなく、搬送物
た設備
取扱装置、バスケット搬送機の取扱ができることを確認した。
・燃料供給設備の燃料横転クレーン・前処理建屋の燃料横転クレーンにおいて、万一制御に異常があっ等た場合に燃料横転クレーンを停止させるインターロックが作動することなく、搬送物の取扱ができることを確認した。

ウラン濃縮缶供給槽等における TBP 濃度が目標値未満であることから、希釈剤洗浄効果に係る火災・爆発の防止の能力を有していることを確認した。

使用済燃料をバスケット取扱装置、バスケット搬送機、燃料横転クレーン等を用いて移動させ、適切に運転制御できることを確認した。

表－11 環境（大気）への放出放射能量（平成 18 年 8 月 18 日～11 月 13 日）

測定核種

放出放射能量（Bq）

放出管理目標値（Bq/年）

クリプトン－85

8.4×1015

3.3×1017

トリチウム

2.7×1012

1.9×1015

炭素－143.6×1011

5.2×1013

よう素－129

9.4×107

1.1×1010

よう素－1313.2×105

1.7×1010

その他α線を放出する核種

検出限界未満（検出限界濃度：4×10－10Bq/cm3 以下 ）3.3×108

その他α線を放出しない
核種※検出限界未満

9.4×1010（検出限界濃度：4×10－9Bq/cm3 以下）※クリプトン－85 以外の希ガス、よう素－129、131 以外のよう素は除く。

表－12 環境（海洋）への放出放射能量（平成 18 年 8 月 18 日～11 月 13 日）

測定核種

放出放射能量（Bq）

放出管理目標値（Bq/年）

トリチウム

6.0×1013

1.8×1016

よう素－129

1.4×107

4.3×1010

検出限界未満

1.7×1011

よう素－131（検出限界濃度：2×10－2Bq/cm3 以下）

その他α線を放出する核種（検出限界濃度：4×10－3Bq/cm3 以下）

その他α線を放出しない核種（検出限界濃度：4×10－2Bq/cm3 以下）

検出限界未満
検出限界未満44

3.8×109
2.1×1011

表－13 設計において除染係数を設定している核種の放出放射能量（平成 18 年 8 月 18 日～11 月 13 日）

測定核種

ORIGEN2 算出値
【Ａ】
（Bq）

放出放射能量
測定値【Ｂ】（Bq）

トリチウム

5.2×1014

2.7×1012

1.9×1029.5

よう素－129

5.6×1010

9.4×107

5.9×102

1.1×102よう素－131―※2

3.2×105

1.3×104

1.1×101

その他α線を放出する核種1.1×1016

検出限界未満―

8.5×108

その他α線を放出しない
核種※1

6.5×1017―

2.7×108

よう素－129

5.6×1010

1.4×107

4.0×103

2.9×101

その他α線を放出する核種1.1×1016

検出限界未満―

7.5×107

その他α線を放出しない核種

6.5×1017―

1.2×108

放出先
大気

海洋

除染係数
設計値
(【Ａ】/【Ｂ】) （除染係数）（検出限界濃度：4×10－10Bq/cm3 以下 ）検出限界未満（検出限界濃度：4×10－9Bq/cm3 以下）（検出限界濃度：4×10－3Bq/cm3 以下）

検出限界未満（検出限界濃度：4×10－2Bq/cm3 以下）※1

クリプトン－85 以外の希ガス、よう素－129、131 以外のよう素は除く。

※2

主な発生源である高レベル廃液に含まれるキュリウムの内蔵量は、設計上の評価値 1.2×1017 Bq に対して、
2.7×1015 Bq であった。

表－14 設計において全量を環境へ放出するとした核種の放出放射能量（平成 18 年 8 月 18 日～11 月 13 日）

放出先
大気

海洋

測定核種

ORIGEN2 算出値
【Ａ】
（Bq）

放出放射能量
測定値【Ｂ】（Bq）

ORIGEN2 算出値と測定値の比(【Ｂ】/【Ａ】)

クリプトン－85

8.3×1015

8.4×1015

1.0

炭素－14

2.8×1012

3.6×1011

1.3×10-1

トリチウム

5.2×1014

6.0×1013

1.2×10-1

よう素－131―

検出限界未満―（検出限界濃度：2×10－2Bq/cm3 以下）

45

表-15

第1ステップ終了後から第2ステップ開始前までに発生した不適合事項（1／1）（その他の安全性に関係する機能に係る不適合事項）（平成18年6月27日から8月11日までに発生した不適合事項 4件）

No.

件名

1

試薬系統配管溶接部からの硝酸のにじみ出し（放射性物質は検出限界値未
満）

処置状況

建屋名

種別

内容

分離
建屋

回収硝酸を第1洗浄塔へ供給する試薬系統の配管の溶接部ににじみを確認した。
原因は、溶接欠陥であることから溶接作業中に漏えい 自動溶接機の溶接棒の供給が停止し、溶接部に溶け落ちが発生したが、溶接を再開する前に必要な開先加工を行わず再開したためであると推定した。

にじみのあった配管部分を切断・撤去
し、新たな配管を溶接し、漏えいのないことを確認した。
溶接士に対して、自動溶接機に関する取扱いについて、教育を実施した。

処置済

2

真空配管に接続する計装配管のサポート寸法の見
直し

精製
建屋

計装配管の改造工事後の社内検査において、計装配管支持構造物の一部の支持間隔寸法が切断前の記録と相違していることを確認した。
その他 原因は、現地施工後の検査用配管施工図への配管支持間隔寸法の未反映及び現地における配管
支持間隔検査時の測定ミスまたは転記ミスであると推定した。

今回実測した記録によって再度解析を行い、配管支持間隔の社内検査を行った。
社内標準類の改正を行い、社内検査に関する管理方法の明確化を行った。

処置済

3

クレーン室内にあるチャンネルボックス運搬容
チャンネ
器付属品の確認作業実施後の放射線管理区域退
ルボック
出時に、微量の放射性物質（退出基準以下）がチャンネルボックス運搬
防護具の着用を含め、放射線管理計画
ス・バー
作業員の綿手袋に付着していることを確認し容器に係る確認作業時のその他
書を遵守することを再度周知徹底しナブルポた。
ゴム手袋の不着用た。
イズン処
原因は、当該作業実施時に放射線管理計画書に理建屋定められた防護具であるゴム手袋を着用していなかったためであった。

処置済

4

床面走行クレーンの年次点検中に、旋回動作を行ったところ、警報が発報し停止した。床面走
第１ガラ
行クレーンの旋回駆動部を点検したところ駆動
床面走行クレーン点検時 ス固化体
伝達用シャフトが破損していることを確認し損傷における旋回動作の不良 貯蔵建屋た。
東棟
原因は、駆動部の減速機取付架台への水平方向の微動により、駆動伝達用シャフトに繰り返し応力がかかり破損に至ったものと推定した。

処置中破損した部品を交換し、水平方向の微動を止める対策として減速機取付架台の補強を実施する。
なお、当該設備が使用されるのは第4ス
テップ以降であることから、第3ステッ
プにおいては安全上の支障はない。

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

46

表-16

第1ステップ終了後から第2ステップ開始前までに発生した不適合事項（1／1）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年6月27日から8月11日までに発生した不適合事項 7件）

No.

件名

建屋名

種別

処置状況

内容

エンドピース水洗浄槽位 前処理
置検出器の落下建屋

エンドピース水洗浄槽点検後の組立作業を行っていたところ、セル内クレーンで吊っていた水
圧ジャッキ位置検出器（エンドピース水洗浄槽
内を水圧により昇降するバスケットの位置を検出するための検出器）が位置検出器上部ガイドと干渉し、セル内クレーンの吊具から外れて落損傷 下し、エンドピース水洗浄槽水圧ジャッキドレ
ン配管及びハル・エンドピース充てん装置水圧シリンダ配管等が変形した。
原因は、複数のカメラで監視していたが監視の役割分担が明確でなく、水圧ジャッキ位置検出
器下端と位置検出器上部ガイドとの距離を明確に把握できなかったためであった。

監視員の役割分担の明確化等について、遠隔保守手順書を改正するとともに、変形した部品を予備品と交換し
た。

処置済

2

監視制御盤における弁状
態表示の不良隔離作業で弁の閉止操作を実施した際、弁は正常に閉止したが、監視制御盤の弁の開閉表示ラ
誤動
ンプが閉止の表示とはならなかった。
作、動原因は、前回の分解点検後の復旧時、弁のリ
作不良
ミットスイッチ用の信号ケーブルを誤接続したためであった。

誤接続されたケーブルを正しく接続した。
工事要領書にケーブルの解線時及び復旧時の注意事項を追記した。

処置済3

中和廃液ポンプの分解点検を実施したところ、
低レベ
ポンプの羽根車にピンホールが生じていること
中和廃液ポンプ羽根車に ル廃液を確認した。
ポンプの羽根車を交換し、運転を行い
その他
ピンホールの確認
処理建
原因は、羽根車鋳造時に混入した砂が運転中に 異常のないことを確認した。
屋
剥がれ落ちてピンホールになったものと推定し
た。

処置済

4

中和廃液ポンプの分解点検を実施したところ、
低レベ
固定側のメカニカルシールが逆方向に取付けら
中和廃液ポンプ固定側メ
メカニカルシールを交換し、運転を行ル廃液
れていることを確認した。
カニカルシール（軸封その他
い異常のないことを確認した。
処理建
原因は、前回分解点検時、固定側メカニカル部）の取付け不良
屋
シールを誤って逆方向に取付けたためであっ
た。

処置済

1

精製
建屋

5

温水ポンプの停止

ウラン
脱硝建
屋

ウラン脱硝工程において、温水による循環運転を行っていた時に、警報が発報し温水ポンプが停止した。
原因は、温水ポンプを含む系統のロジックの改造のため、現場制御盤の電源を切ったことによ損傷
り、循環弁が自動モードから手動モード全閉となっていたが、操作員はこのことに気付かず循
環弁が全閉の状態で運転を行ったため、ポンプが締切り運転となり過負荷により停止したものと推定した。

6

廃溶媒処理系熱分解装置
エアノッカ（空気を一気 低レベに排出することで配管や ル廃棄
機器に振動を加える装物処理置）作動用空気配管の損 建屋
傷

廃溶媒処理系において昇温運転中、熱分解装置
粉体抜出部のエアノッカの作動音がしなかった
ため現場の確認をしたところ、エアノッカ作動
損傷
用の圧縮空気導圧配管が破損していた。
原因は、エアノッカ作動時の振動による繰返し
応力の影響と推定した。

エアノッカからの振動を緩和するため、エアノッカと圧縮空気導圧配管の間へテフロン製のフレキシブルホースを設置した。
今後、更なる耐久性の向上のため、ス
テンレス製のフレキシブルホースへ変
更する。

処置中

再処理事業所定期報告要
領（再処理施設）に基づ
く定期報告における転記
誤り

安全協定に基づく定期報告のうち、平成１８年５月分の「六ヶ所再処理工場に係る定期報告書」の雑固体廃棄物の保管廃棄量に誤記があった。
その他 原因は、「放射性廃棄物の廃棄に関する記録」
から「統括当直長運転日誌」に転記する時に、誤記が発生し、この誤記のあった「統括当直長
運転日誌」を基に報告書を作成したためであった。

平成１８年７月２８日に提出先である
青森県及び六ヶ所村並びに隣接市町村
へ「安全協定に基づく定期報告書の訂正について」を提出した。また、雑固体廃棄物の保管廃棄量については、｢統括当直長運転日誌｣ではなく、｢放射性廃棄物の廃棄に関する記録｣を基に作成することとした。さらに、安全協定に基づく報告書の記載項目に使用する基データ等を整理し、マニュアルに
規定した。

処置済

7

－

ポンプの内部部品を交換し、運転を行い異常のないことを確認した。
運転員に対し、ポンプの締切り運転防止に関して、教育を実施した。

処置済（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

47

表-17

第1ステップ終了後から第2ステップ開始前までに発生した改善事項（1／1）（安全性に関係する機能に係らない改善事項）（平成18年6月27日から8月11日までに発生した改善事項

No.

件名

建屋名

4件）

処置状況

内容

1

溶解槽シュート閉塞計測装置による測定の際、隣接するCo線源からの放射線の影響によりバッ
溶解槽シュートの燃料せん断片検出に係る改善前処理 クグラウンドが変動するため、パラメータを調（放射線検出器にしゃへ 建屋 整しながら測定を行っている。変動の影響を低い体を設置）
減するために検出器へのしゃへい体の設置を行う。

バックグラウンドの変動を低減するた
め、検出器後部にしゃへい体を設置し
た。

処置済

2

リサイクル槽のパルセーションポット（槽内撹拌圧空貯蔵用ポット）へ圧縮空気を供給する配管に設置されている圧空作動弁には圧縮空気中
圧縮空気配管の改善（ス 前処理の水分による錆が発生し、弁シート部へ蓄積す
トレーナの設置）
建屋
ることにより、弁の内通を引き起こす可能性がある。運転の信頼性向上のため、当該弁の上流側にストレーナの設置を行う。

当該弁の上流にストレーナを追加するとともに、凝縮水のドレンラインを設
置する。

処置中

3

液体バインダ供給ラインの洗浄作業は約１０日毎に実施しており作業員への負担となってい低レベる。洗浄作業の頻度を低減するために、①ノズ
液体バインダ供給配管の ル廃棄
ルに堆積する液体バインダの除去のためエア詰まり防止に係る改善物処理
ノッカを設置する、②ノズルを長寿命化するこ
建屋とにより、磨耗による蓄積増加を緩和するため材質の一部を金属製へ変更する。

エアノッカを設置するとともにノズルの材質の一部を金属製へ変更する。

処置中

4

高レベ
クレーンフックの落下防 ル廃液止に係る改善（停止機構 ガラス
の多重化）
固化建
屋

高レベル廃液ガラス固化建屋「セル内のクレー
ンフックの落下」の水平展開として吊ワイヤが二重化されているクレーンについては巻上停止機構を多重化することとした。該当するクレーン4基の改善を行う。

位置検出によるリミットスイッチを追加し、停止機構の多重化を行う。
なお、本事項は運転性能の向上を図る
改善事項であり、当該クレーンを使用するのは第4ステップ以降であることから、第3ステップ以降も処置を継続する。

処置中（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

48

表－18
表-No.*

件名「アクティブ試験中間報告書（その１）」で報告した不適合等のうち第2ステップ以降処置を継続するとした不適合等の処置状況
建屋名

種別

処置状況

内容

高レベ
ル廃液
セル内のクレーンフック
ガラス
の落下
固化建
屋

固化セルのパワーマニプレータで足場材を仮置きした後、無負荷状態で巻き上げ操作を行った
ところ、クレーンのフックユニットが固化セル内に落下した。
原因は、足場材の移動作業時に発生したワイヤ
損傷 の乱巻きを人手で解除した際に、リミットス
イッチ作動レバーが正常な位置から移動し、これによりリミットスイッチが機能せず、フックが過巻き上げ状態となり、ワイヤ外れ防止板とフックがワイヤを挟み込み、ワイヤを切断したためであった。

フックの巻き上げ位置検知器による過巻き上げ防止機能を追加し停止機構を二重化するとともに、停止位置より上部に巻き上げた（過巻き上げ状態）場
合においてもワイヤが切断しにくい構造、及びケーブルとリミットスイッチ
作動レバーが干渉しない構造に変更し
た。

処置済

19-3

高レベ
フィルタキャスク（構内 ル廃液輸送容器）用台車の新規 ガラス
固化建
設置
屋

フィルタキャスク用台車は、固化セルにて発生する低レベル放射性廃棄物（フィルタエレメント等）が収納されたフィルタキャスクを、低レベル廃棄物処理建屋へ搬出するため、高レベル廃液ガラス固化建屋内においてフィルタキャス
クを移動するための台車である。
改善事 このフィルタキャスク用台車は、一つの台車を 高レベル廃液ガラス固化建屋にフィル
項 前処理建屋と高レベル廃液ガラス固化建屋とで タキャスク用台車を新規に設置した。
共用する計画としていたが、両建屋で低レベル
放射性廃棄物の発生量が多くなった場合、効率的な運用が出来なくなることから、高レベル廃
液ガラス固化建屋にフィルタキャスク用台車を新規に設置し、効率的な運用を図るものであ
る。

処置済

20-13

圧縮成型体を充てんしたドラム缶の封缶時に、低レベ封缶装置のボルト締めソケットが、ドラム缶の低レベル廃棄物ドラム缶
ル廃棄その他 締付バンドのボルトから外れなくなった。
蓋締め装置におけるバン
物処理
原因は、封缶装置のボルト締めソケットとドラ
ド締めボルトの噛み込み
建屋
ム缶バンドのボルトの噛み込みであった。

蓋閉め異常が発生した場合、当該部の噛み込みをハンマリング等により復旧するよう手順書を改正した。
ボルト締めソケットの形状を変更した。さらに、引き抜くためのバネ力を
強化する。

処置中

20-14

低レベ
乾燥装置排出部温度計端 ル廃棄
物処理
子板の損傷
建屋

温度計の点検を実施したところ、温度計の端子板にひびを確認した。
原因は、乾燥装置に設置されているエアノッカ
損傷（空気作動の振動装置）の打撃によって発生する振動が端子板に伝わり、ひびが入ったものと推定した。

温度計の検出部の取合を短管からフレ
キシブルタイプへ変更し、乾燥装置に設置されているエアノッカの打撃振動が、温度計の端子板へ直接伝わらない構造にする。

処置中

20-17

第１ガ
ラス固
自走式観察装置の動作不
化体貯
良
蔵建屋
東棟

下部プレナム自走式観察装置を元の位置に戻す
ための救援装置（電源がなくなった時に手動ハ
ンドルで牽引する装置）の動作確認時に、自走
誤動 式観察装置が壁方向に進み、壁と干渉する可能 電源の停止時に自走式観察装置のタイヤを固定させることにより牽引方向に
作、動 性があることを確認した。
作不良 原因は、自走式観察装置は電源がなくなった時 動くようにした。
に手動ハンドルで牽引するが、観察装置のタイヤの向きが変わらず、壁方向に移動するためで
あった。

処置済

21-2

精製建屋内における試薬の漏えいに係る改善（硝酸との接液がなく侵食の可能性がないＴ継手の交
換）

分離
建屋

不適合事項「精製建屋内における試薬の漏えい」の水平展開として調査を行ったところ、腐対象の継手を別のロットの部材で製作改善事
食環境ではないものの、同一ロットの部材で製されたものに交換した。
項作された継手が3個あったことから、これらを計画的に交換する。

処置済

21-4

ジャグ（分析試料採取容器）の気送に係る改善（ジャグ停止警報が発生した場合の排風機の停止タイミングの変更）

分析
建屋

気送管に設置されているジャグ検知装置は、ジャグが気送中に停止した場合に、ジャグ停止
警報発報と同時にジャグ移送用の排風機を停止することとしていた。
しかし、正常にジャグが気送されている時に、改善事 ジャグ検知装置の故障等によりジャグ停止警報
項 が発報、排風機が停止すると、気送中のジャグが気送管の中で停止してしまうため、気送管が通過している室等の作業員が被ばくするおそれがあることから、被ばく低減の観点で、警報発報後ジャグが所定の場所に到着する時間を考慮
し排風機を停止するよう設備の改善を行う。

ジャグ停止警報が発報した際に、正常に気送されているジャグが分析ボック
スまで気送されるように排風機の停止
ロジックに遅延タイマーを設けた。

処置済

21-5

ガラス固化体の表面汚染密度の測定は、ベータ線とガンマ線を測定することとしており、アル高レベ
ガラス固化体表面の汚染
ファ線については、分析建屋にスミヤサンプル
ル廃液
改善事
測定に係る改善（アルを持ち込み分析を行うこととしていた。
ガラス
項
ファ線汚染密度計測機能
アルファ線の測定を効率的に行うことを目的と固化建の追加）してスミヤサンプル測定位置にアルファ線の計屋
測機能を追加する。

ガラス固化体表面の汚染密度のアルファ線についてもベータ線、ガンマ線と同時に測定できるようにスミヤサン
プル測定装置を改造する。

処置中

18-8

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
＊表-No.は「再処理施設 アクティブ試験中間報告書（その１）」の表番号及び不適合等No.を示す。

49

表－19
アクティブ試験の過程で発生した不適合等の状況（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合等）
不適合等

安全上重要な施 その他の安全性に 安全性に関係す設の安全機能に 関係する機能に係 る機能に係らな係る不適合等
る不適合等
い不適合等

合計

発生件数

0

1

6

7

処置済件数

－

1

2

3

処置中件数

－

0

4

4

表－20
アクティブ試験に関係しない不適合等の状況（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合等）
不適合等

安全上重要な施 その他の安全性に 安全性に関係す設の安全機能に 関係する機能に係 る機能に係らな係る不適合等
る不適合等
い不適合等

合計

発生件数

0

13

46

59

処置済件数

－

4

21

25

処置中件数

－

9

25

34

50

表-21

アクティブ試験の過程で発生した不適合事項（1／1）（その他の安全性に関係する機能に係る不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 1件）
No.

1

件名

建屋名

種別

内容

処置状況

使用済燃料のせん断・溶解処理運転中、せん断を行った後に、上部端末をエンドピース酸洗浄
槽に排出したところ、溶解槽へ供給している溶溶解槽供給用硝酸の一時解用硝酸の供給流量低下に係る警報が発報し、 負圧変動の影響を緩和するために､当前処理的な流量変動によるイン
その他 せん断停止のインターロックが作動した。
該流量計の応答時定数を調整した｡
建屋
ターロックの作動原因は、上部端末排出時の一時的な負圧変動に
より圧力に基づく流量計を設置しているポット
内の圧力が変動し流量指示値が変動したものと推定した。

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

51

処置済

表-22

アクティブ試験の過程で発生した不適合事項（1／1）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項6件）
No.

件名

建屋名

種別

内容

処置状況

1

ワイヤブラシ等を用いて固着物等の除燃料をせん断機に挿入中、燃料横転クレーンの去を行い、一部残ったものについては「燃料押込み荷重過大」により、燃料挿入運転
砥石にて除去した。スクレパー(へらが停止した。燃料を供給するせん断機マガジン状の治具)にて固着物を除去した部分
せん断機内部の固着物除 前処理の内部点検を行ったところ、マガジン底部に直その他の周辺の表面に引掛かりがないことを去方法の追加建屋
径数ミリメートルの固着物を確認した。
確認した後、燃料を押し出すための原因は、固着物により燃料押込み荷重が大きくプッシャを前後進させ、プッシャの作なり、燃料挿入運転が停止したものと推定し動トルクに有意な上昇がないことを確
た。
認した。

処置済

2

ハル・エンドピースドラムを水充てん位置から除染位置に移動した時に、除染位置で「自動運転時間超過」警報が発報し、運転が停止した。
ハル・エンドピースドラ
原因は、除染位置の自動停止目標値が前進限界
前処理
自動停止目標値が判定基準内となるよムの移送時における停止
その他 リミットスイッチよりも遠くに設定されてお建屋
う、自動停止目標値と位置決め完了条
位置未達
り、ドラムが自動停止目標値に至らずに停止し件である位置判定設定値を変更する。
たために、停止目標値への到達を示す｢位置決め完了｣信号が成立しなかったものと推定し
た。

処置中

3

使用済燃料を燃料横転クレーンで吊上げ､燃料番号を読取ろうとした際､燃料番号を確認できなかった｡
このため、現場にあるカメラで燃料番号刻印面を確認したところ､燃料番号刻印面が通常の位置と異なることを確認した。
①計算機に追加した内容とその取扱方
原因は、以下のものと推定した。
法を関係各課へ周知する。
使用済燃料供給運転時に①燃料番号刻印位置が特殊な燃料を考慮して､ ②顧客の対応箇所が燃料番号刻印位置
前処理おける燃料番号の読取り
その他 燃料をプールに貯蔵する際に燃料刻印位置に関 が特殊な燃料に関する情報を入手し、建屋
不良
する燃料情報を入力できる機能を計算機に追加 運転側に周知する｡
していたが､この改造内容に基づく取扱方法が ③燃料番号刻印位置が特殊な燃料に対関係各課へ周知されていなかったこと応するための運転手順を追加する。
②顧客から提示される燃料番号刻印面位置が特殊であるという燃料情報が運転側に連絡されていなかったこと③燃料番号刻印位置が特殊な燃料の取扱手順が定まっていなかったこと

処置中

4

せん断機側と溶解槽側の信号取合いにせん断運転を開始する時に、せん断機の開始条 おいて､当該事象を発生させないタイ件である溶解槽準備完了信号が成立せず、せん ミングで運転するよう運転手順を見直監視制御盤における溶解
誤動
前処理
断を開始できなかった｡
した。
工程準備完了信号の不成
作、動建屋
原因は、せん断機側と溶解槽側のタイミングに これにより問題なく運転できるが、今立作不良
よっては、せん断開始条件が成立しないソフト 後、さらに同様な信号取合いのタイミになっていたためである｡
ングになってもせん断開始条件が成立するようソフトを修正する｡

処置中

5

使用済燃料のせん断・溶解処理運転中、溶解槽の「ホイールトルク異常」警報が発報したため、制御モードを「保守」とし復旧操作を行
溶解槽ホイールの動作不
誤動 い、せん断処理を再開しようとしたが再開でき
前処理
ホイールトルク異常の復旧手順書に制良復旧作業時におけるせ作、動 なかった。
建屋
御モード「保守」を選択しない旨の記
ん断許可信号の発信不可
作不良 原因は、溶解槽の制御モードの選択を「保守」
載を追記した。
としてホイールトルク異常の復旧作業を行った
ことにより、せん断許可信号が発信されなかったためであった。

6

脱硝装置の運転を、半自動モードにて開始したが、混合液の供給及びマイクロ波脱硝のステップが行われないまま運転工程が終了する事象が 手順書を改正し、指示書にて脱硝装置発生した。全自動モード及び半自動モードの両 運転モードを全自動から半自動へ切替
誤動
方の運転を行ったところ、半自動モードのとき える際は、必ず一度手動制御にするこ
作、動にこの事象が再発した。
とを運転員に周知し、指示した。経過
作不良
原因は、半自動モードに切替える際は、必ず自 観察を行い、問題がないことを確認す
動制御⇒手動制御⇒自動制御とする必要がある る。
が、手順書上不明瞭な点がありその通り実施されなかったためであった。

ウラン・プ
脱硝工程 半自動モード ルトニ
運転時における停止
ウム混
合脱硝
建屋

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

52

処置済

処置中

表-23

アクティブ試験に関係しない不適合事項（1／2）（その他の安全性に関係する機能に係る不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 8件）

No.

件名

建屋名

種別

内容

処置状況

安全空気圧縮装置切替時の出口圧力の低下

安全空気圧縮装置の定期切替中、「安全空気圧
縮装置吐出空気圧力低低」警報が発報した。また、圧縮された空気を貯えるかくはん用空気貯槽、計測制御用空気貯槽及び水素掃気用空気貯槽の圧力が低下したため、安全空気圧縮装置を切替えて元の状態に戻し、各空気貯槽の圧力を前処理
その他 復旧させた。
建屋
原因は、切替えた安全空気圧縮機の運転を制御するための圧力スイッチの導圧配管上にあるダンプナー(圧力スイッチの指示計の針の振れを抑えるための緩衝装置）に凝縮水・ゴミ等が詰まり、圧力スイッチが正常に働かなかったためであった。

ダンプナーの凝縮水・ゴミ等の排出作業の後、安全空気圧縮機の運転確認を実施し、異常の無いことを確認した。
また、同一機器である他の号機については、ダンプナーに凝縮水・ゴミ等の詰まりがないことを確認した。

処置済

2

点検作業における放射線管理手続きの不備

セル内クレーン点検作業を行った作業員のイエ
ロー区域用作業服に微量の汚染が確認された。
原因は、セル外に設置されている当該作業のためのパネルハウス退出の身体サーベイ後に、パ
前処理
その他 ネルハウス内のサーベイ実施前の廃棄物を取建屋扱ったこと、及びその後身体サーベイを実施しなかったことによるものであると推定した。
なお、当該作業員に対して、体内取り込みがな
いことを確認した。

放射線管理計画書を改正してセル外のパネルハウスに汚染を持ち出すリスクを低減するとともに、作業の最終エリ
アでパネルハウス退出の身体サーベイを実施することを徹底した。

処置済

3

飛散防止カバー内におけるウラン濃縮液ポンプ出口圧力計元弁配管接続部
からのウラン溶液のにじ
み出し

精製
建屋

ウラン濃縮液ポンプ出口圧力計元弁配管接続部の溶接線付近にウラン溶液のにじみ出しを確認した。
当該弁を交換し、漏えいのないことを漏えい 原因は、出口圧力計元弁の配管接続部に鋳造品確認する。
特有のひけ巣（空洞状の内部欠陥）が存在し、ひけ巣を介して貫通が生じてにじみ出したものと推定した。

処置中

分析
建屋

主排気筒から放出される排気中の揮発性ルテニ
ウム濃度の測定結果について、測定結果はいず
れも検出限界濃度未満であったが、検出限界濃度が法令に基づく放射線管理報告書等に記載している値よりも大きい週があることが判明しその他 た。
原因は、当該週の捕集期間が通常よりも１日短く、捕集した試料の量が少なかったため、測定時間を通常よりも長くして測定すべきところを、通常通りの測定時間で計測したため、検出限界濃度が大きくなった。

保存している当該週のサンプリング試料を、通常より長い測定時間で再度測定し、記録を修正した。
また、排気・排水中の放射性物質濃度測定の際には、検出限界濃度を確認することとし、マニュアルに反映する。

処置中

分析
建屋

分析建屋において放出管理分析に使用しているトレーサの一部を、事業所内運搬に関する社内手続き等を行わずに、保健管理建屋（核燃料物
質使用施設）に搬出して使用していた。
原因は、トレーサの使用目的等を明確にしなくてもトレーサ保管庫の鍵を借りることができた
こと、トレーサの実使用量とトレーサ使用後の残量との照合ができなかったこと、トレーサ管
その他
理台帳はトレーサの使用目的及び使用場所について記載する様式になっておらず、また、課長の確認を受けることとなっていなかったこと、
社内標準類には再処理施設からトレーサ（核燃料物質に該当する）を施設外に搬出するための手続きについての記載がなく、搬出に必要な手続きについての教育は行っていなかったこと等であった。

トレーサ保管庫の鍵貸出台帳を作成し、トレーサの使用場所及び使用目的を確認した上で課長が鍵を作業管理者に貸し出すこと、トレーサ使用に際してのトレーサ保管庫の開錠等は当該作業管理者が行い、毎日作業管理者がト
レーサ実使用量とトレーサ容器内残量の秤量結果とを照合して確認するとともに、毎月課長がトレーサ管理台帳を確認する等、トレーサの管理を強化することとした。
また、トレーサを含む核燃料物質の使用計画を変更する場合の具体的な手続
きを社内標準類に明記した。
さらに、本事象の再発を防止するため、ルール遵守に関する教育を実施す
る。

処置中

1

4

5

排気中の放射性物質の再測定（サンプリングした
排気試料が少なく検出限界濃度が高めであったた
め再測定を実施）

放出管理用トレーサ（放射性試薬）の使用に係る手続きの不備53

表-23

アクティブ試験に関係しない不適合事項（2／2）（その他の安全性に関係する機能に係る不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 8件）

No.

件名

建屋名

種別

処置状況

内容

6

液体バインダラインに付着した液体バインダを洗浄する目的で、液張りした水酸化ナトリウムを床ドレンに排出した後、液体バインダライン
を純水で洗浄し、床ドレンに排出した。その後、液体バインダライン内の残留水を除去する
ため圧縮空気を流したところ、作業用ホース先
低レベル
作業管理不備による水酸
端から吐出した圧縮空気が床ドレン水封部に溜廃棄物処 その他
化ナトリウム溶液の飛散まっていた水酸化ナトリウム溶液を含む溜まり
理建屋
溶液を飛散させ、作業員の顔面に付着し、作業員が化学熱傷を負った。
原因は、①床ドレン水封部に水酸化ナトリウムを含む溶液が溜まっていたこと、②圧縮空気を流す際に、現場の作業員に確認を取らずに操作を行ったことであった。

作業を実施するにあたっては、①作業前に床ドレン水封の液性を確認する、②作業後に床ドレン水封部に水を注入する、③防護装備を着用する、④操作
前の連絡・確認を行う等を手順書へ記
載する。

処置中

7

－

保安規定上で要求されている操作員数は満足していたが、社内標準類で定められている必要な操作員数を満たしていなかったことが判明した。
原因は、社内標準類において「廃液等を取扱う場合」と「取扱わない場合」で必要人数が異その他なっているが、当該社内標準類で各々の定義が明確になっていなかったことから、廃液等を取扱う場合に含まれる「貯蔵」の作業を「取扱わない場合」と誤解し、必要な人数よりも少ない
人数で操作員数が確保されていると思い込んだためであった。

統括当直長に、必要な操作員数について再度周知した。
また、社内標準類を改正し、必要な操作員の定義を明確にした。

処置済－

分析チェックシートの改正手続き及び現場における一部の手順書の最新版管理に不備があった。
原因は、分析チェックシートの改正をそれが含
その他 まれる手順書の改正により実施すべきところ、承認者が同じである作業指示書でよいという思
いこみがあったこと及び最新版管理、文書配布に関するルールが明確になっていなかったことであった。

当該手順書については、全て改正手続きを行うとともに手順書の最新版を現場に配布した。
また、手順書の最新版管理を行うためのマニュアルを制定し、関係者に教育・指導を行った。
さらに、手順書の配布状況の把握と管理のために、配布先の状況確認を定期的に実施することとした。

処置済

8

操作員確保数の運用の誤り

チェックシート見直し時
における社内手続き不備（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

54

表-24

アクティブ試験に関係しない改善事項（1／1）（その他の安全性に関係する機能に係る改善事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した改善事項 5件）

No.

1

2

3

4

5

件名

建屋名

処置状況

内容

低レベ
海洋放出管に係る設備の ル廃液
改善
処理建
屋

現状、既設ピット内に設置している海洋放出管
仕切弁フランジ部に、絶縁パッキンの設置を計画している。当該仕切弁は、竣工前に撤去することから、これに併せて、海洋放出管のステン
レス鋼と炭素鋼の異材溶接部の腐食抑制の改善を行う。

電食防止用の絶縁フランジを低レベル廃液処理建屋内に追設する。
なお、本事項は配管の腐食抑制のための改善事項であり、既存の設備において安全上支障がなくアクティブ試験を実施できることから、第3ステップ以降も処置を継続する。

処置中

放射能分析作業に係る改善（分析ラインの増設）

現状分析作業における前処理は、試料の分取・希釈の作業、試料皿での乾燥・焼付け作業、前処理分析作業に伴う分析廃棄物の一時保管を同じグローブボックス内で実施しており、分析試
料の汚染には特に注意を要する作業場所となっている。試料の汚染発生の低減、フードからの試料の取出し作業の軽減及び作業効率向上の観点から改良した放射能分析ボックスの増設を実施する。

放射能分析ボックスは、分析建屋地上2階の空き分析室に設置する。
なお、本事項は作業効率の向上を図る
改善事項であり、既存の放射能分析
ボックスにおいて安全上支障がなくア
クティブ試験を実施できることから、第3ステップ以降も処置を継続する。

処置中

ウラン酸化物粉末の含水率及び粒度分布の分析
ウラン酸化物粉末の含水 ウランをインライン化するために、ウラン脱硝塔の下率測定等に係る改善（赤 脱硝建流配管へ赤外線水分計及び粒度分布測定装置を屋
外線水分計等の設置）設置する。

赤外線水分計及び粒度分布測定装置を設置するとともに、これらによるウラン酸化物粉末の計測には可視窓が必要となるため、下流配管にサイトガラス
を取り付ける。
なお、本事項は作業合理化のための改善事項であり、既存の設備において安全上支障がなくアクティブ試験を実施できることから、第3ステップ以降も処置を継続する。

処置中

石綿製品の新規使用禁止に伴い、分解点検の際廃溶媒処理系及び雑固体
低レベに石綿を含有しているガスケットを石綿を含ん廃棄物焼却処理系におけル廃棄でいないガスケットに交換し、さらに長期健全る石綿製ガスケットに係物処理性確保のため金属製ガスケットを使用できるよる改善（非石綿製ガス
建屋
う設備の改善を実施する。
ケットへの変更）

現在使用中の石綿を含有しているガスケットを、適宜、石綿を含んでいない
ガスケットに交換する。さらに、金属製ガスケット採用によるフランジ厚変更等を実施する。
なお、本事項は長期健全性確保のための改善事項であり、石綿を含んでいな
いガスケットにより安全上支障がなく
アクティブ試験を実施できることから、第3ステップ以降も処置を継続す
る。

処置中

第１ガ
ラス固 地震発生時に床面走行クレーンに発生する応力
床面走行クレーン耐震性化体貯 を低減することにより耐震性を向上させるため向上に係る改善蔵建屋 の改善を行う。
東棟

ガーダ（クレーン走行レール上に水平に渡されたけた（桁）でトロリを横行させる構造物）中央部に、ガーダ中央
固定装置を設置し、ガラス固化体収納作業時に、ガーダ中央部を床面に固定する。
また、トロリ（ガーダの横行レール上を移動するガラス固化体を収納する台車）に付属する「トロリ浮上がり防止
フック」を幅の広いものに交換する。
なお、本事項は耐震性向上のための改善事項で、当該設備を使用するのは第4ステップ以降であり、使用開始前までに処置が終えることから、安全上支障
はない。

処置中

分析
建屋

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

55

表-25

アクティブ試験に関係しない不適合事項（1／4）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 30件）

No.

件名

建屋名

種別

内容

処置状況

1

前処理建屋でドラム運搬キャスクの作業中、ハ
ハル・エンドピースドラ
ル・エンドピース貯蔵建屋用の「補助遮へい装 ハル・エンドピース貯蔵建屋用の警報
前処理
ム運搬キャスク制御盤に
その他 置異常」警報が発報した。
が前処理建屋で発報しないよう警報回
建屋おける誤警報の発報
原因は､ドラム運搬キャスクの機上操作盤の警 路のソフトを修正した｡
報回路のソフトの誤りであった｡

処置済

2

巡視点検中、不燃物用の廃棄物袋に亀裂があり溶液が漏れ出していることを発見した。袋の中身を調査した結果、溶液は使用済みの携帯酸素マスクから出ており、アルカリ性で、β線が検使用済み携帯酸素マスク 前処理
出された。
漏えい
からの溶液の漏れ出し
建屋
原因は、当該携帯酸素マスクには超酸化カリウ
ム（アルカリ性）が使用されており、未使用のもの１つを開封して線量測定したところ、天然のカリウムに由来するβ線が検出されため、カリウムが今回の放射線の発生源と推定した。

漏れ出した液体を回収した。
また、今回発生した事象と本携帯酸素マスクの廃棄にあたっての注意事項について周知した。

処置済

3

ドラム蓋供給装置にドラム蓋を供給するため、当該装置を上昇させたところ、「モータ故障」
ハル・エンドピースドラ
前処理
警報が発報した。
ム蓋供給装置のモータのその他
建屋
原因は、ウォーム減速機のオイル劣化等のた
故障
め、駆動部の負荷が増大したことによりモータの電流が大きくなったものと推定した。

ウォーム減速機のオイル交換を実施するとともに、チェーン駆動部の清掃及び注油を行った後、所定の駆動電流で問題なく作動することを確認した。
今後、さらに他の要因がないかどうか
確認する。

処置中

4

建屋排気モニタの「試料捕集部故障」警報が発報し、サンプリングポンプが停止した。これに伴って、当該モニタ設置室内の放射線レベルが一時的に上昇した。
警報発報の原因は、試料捕集部のＯリングが外
誤動
建屋排気モニタ（自主設 前処理
れ試料移動が行えなくなったためである。
作、動置）の試料捕集部の故障 建屋
放射線レベル上昇の原因は、サンプリングポン
作不良
プ下流側に設置されている逆止弁の劣化により、サンプリングポンプ停止に伴い放射性ガスの一部がリークしたものである。
なお、本事象に伴い作業員の有意な被ばくはなかった。

当該事象発生後速やかにサンプリング
ラインの入口及び出口弁を閉止し放射性ガスの逆流を防ぐとともにモニタの使用を停止した。（本モニタは自主設
置のもの）
現在、Ｏリングが外れた原因を究明中であり明確になり次第、Ｏリングが容易に外れない等の対策を施す。
なお、逆止弁については交換する。

処置中

5

管理区域内において、台車に乗った雑固体廃棄物が、決められた場所以外に置かれていること
資材及び雑固体廃棄物の 前処理を発見した。
その他
管理不備
建屋
原因は、廃棄物を決められた以外の場所に仮置
きし、そのまま決められた場所に移動することを忘れていたためと推定した。

廃棄物を確認して決められた場所に保管した。また、本事象の周知を行うとともに、廃棄物の管理状況を確認する
ようマニュアルを改正した。

処置済

6

ハル・エンドピースドラム一時貯蔵セルに保管しているドラム蓋が装着されているにも係わら工程管理用計算機におけ 前処理
ず、工程管理計算機では蓋なしの表示になって 工程管理計算機のドラム蓋在庫情報にその他るドラム蓋表示の不良
建屋いた。
係るソフトを修正する。
原因は、工程管理計算機のドラム蓋在庫情報に係るソフトの誤りであった。

処置中

7

設備点検作業のため、エンドピースシュートにエンドピース排出配管洗洗浄用硝酸を供給する目的で硝酸供給用ホース
浄用ホースの外れによるの元弁を開いたところ、硝酸供給用ホースと配前処理
飛散防止カバー内への硝その他 管を結ぶカプラを養生していたビニール袋内に建屋
酸の漏えい（約５リット
硝酸が溜まっていくのを確認した。
ル）
原因は、長期間の使用によりホース継手の接続に緩みが生じ、硝酸が漏れたものと推定した。

長期間の使用によるホース継手緩み及びホース抜けを防止するためにキャン
ペーン毎にホース及びホース継手を交換することとした。

処置済

8

試薬系統配管の一部の配管支持Ｕ型金具について、本来、ステンレス鋼を使用するところを、
電気亜鉛メッキ処理をした炭素鋼を使用していその他 る箇所があることを確認した。
原因は、建設時に当該箇所に係るＵ型金具の納入時期が遅れ、設計仕様と異なる材質のＵ型金具を代用して固定したためと推定した。

ステンレス鋼のＵ型金具への取替えを行った。
Ｕ型金具の材質について外観での識別が容易にできるように、当該元請会社の設計仕様を明確化した。

処置済

配管支持金具の材質の不
整合

分離
建屋

56

表-25

アクティブ試験に関係しない不適合事項（2／4）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 30件）

件名

建屋名

種別

9

飛散防止カバー内における回収硝酸貯槽ポンプ入
口弁弁蓋フランジ部からの回収硝酸のにじみ出し

分離
建屋

漏えい

回収硝酸貯槽ポンプ入口弁弁蓋フランジ部にに
フランジボルトの増し締めを行い、漏じみがあることを確認した。
えいのないことを確認した。経過観察
原因はフランジ部の面圧低下により漏えいしたを行い問題ないことを確認する。
と推定した。

処置中

計装配管自動詰まり除去
10 システム 切替弁継手部
の損傷

分離
建屋

計装配管自動詰まり除去システムの特殊切替弁
コネクタ部（計５箇所）が損傷しているのを確 強化したコネクタ部に交換するととも損傷 認した。
に、ねじ込み継手の締付けトルク管理
原因は、コネクタ部におけるねじ込み継手の締 値を定めて再施工を実施する。
め過ぎに起因した応力であると推定した。

処置中

精製
建屋

ウラン濃縮液ポンプ出口圧力計元弁の弁蓋フランジ部及び圧力計校正用閉止プラグにウランの弁蓋フランジボルトの増締めと、閉止析出物を確認した。
漏えい
プラグの交換を行い、漏えいのないこ
原因は、圧力計元弁については弁蓋フランジ部とを確認した。
ガスケットの面圧低下、閉止プラグについては
締め付け不良と推定した。

処置済

飛散防止カバー内におけるウラン濃縮液ポンプ入
12
口弁弁蓋部からのウラン
析出物の確認

精製
建屋

ウラン濃縮液ポンプ入口弁の弁蓋部にウランの析出物を確認した。
原因は、弁蓋内部の鋳造品特有のひけ巣（空洞 弁蓋を交換し、漏えいのないことを確
漏えい
状の内部欠陥）により、弁蓋裏面と弁蓋のヨー 認した。
ク押えボルトのネジ穴部が貫通し析出したものと推定した。

処置済

飛散防止カバー内におけるウラン濃縮液ポンプス
13 トレーナフランジ部からのウラン溶液の液滴の確
認

精製
建屋

ウラン濃縮液ポンプ入口のストレーナフランジ部の飛散防止カバー内にウラン溶液の液滴を確
フランジガスケットを交換し、漏えい
漏えい 認した。
のないことを確認した。
原因は、フランジ部ガスケットの面圧低下と推
定した。

処置済

ウラナス定量ポンプ出口
14 圧力計継手部からの析出
物の確認

精製
建屋

継手部の金属補修材による補修を行
硝酸ウラナス調整工程のウラナス定量ポンプ出
い、漏えいのないことを確認した。
漏えい 口圧力計継手部に析出物を確認した。
当該圧力計装配管の再施工を実施す
原因は、圧力計継手部の緩みと推定した。
る。

処置中

飛散防止カバー内におけるウラン濃縮液ポンプ出11 口圧力計元弁弁蓋フランジ部からのウラン析出物
の確認

内容

処置状況

No.

第１放出前貯槽排水モニタＡ系の施設定期自主検査で線源を用いた感度試験を行った際、試験ホームページ上における低レベに伴い上昇した指示データの一部がホームペー
排水モニタの指示値変動
ル廃液
ジ上に表示された。
15 （点検によるもので実際
その他処理建
原因は、ホームページデータの切替え時、関係の放射線量は変動してい屋
部署への連絡が不十分で、事前に点検しない方ない）の系統への切替え作業を実施しなかったためであった。

事象発見後「点検に伴うモニタ値の変動である」旨、ホームページ上に表示した。
また、当該作業を行う場合は、作業予定表へのテレメート伝送有無のチェック項目追加、点検手順書への連絡事項の追記及び当該モニタへの注意喚起表示を行った。

処置済

飛散防止カバー内におけ 低レベ
極低レベル廃液配管に設置されている弁のグラ
る極低レベル廃液配管弁 ル廃液
ンド部に微量の析出物を確認した。
締付けボルトの増し締めを実施し、漏漏えい
グランド部からの析出物 処理建原因は、グランドパッキンの面圧低下と推定し えいのないことを確認した。
の確認
屋
た。

処置済

ハル・エンドピースドラムの貯蔵運転時に、ドハル・
ラム運搬キャスクのケーブルがケーブルガイド
ハル・エンドピースドラ
ケーブルがケーブルガイドから外れな
エンドから外れていることを発見し、自動運転を停止
ム運搬キャスク ケーブ
いようにガイドの形状を変更し、ケー
17
ピース その他 した。
ブルがガイドから外れることなく巻取ルガイドからのケーブル貯蔵建
原因は、ケーブル巻取り時にケーブルガイド下られることを確認した。
の外れ
屋部の隙間からケーブルが外れたものと推定し
た。

処置済

16

57

表-25

アクティブ試験に関係しない不適合事項（3／4）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 30件）

No.

件名

種別

分析
建屋

「気送システム監視制御盤用プリンタ注意」警報が発報したため、確認したところ、「プログラムが応答していません」の表示が出ていた。
このため、「アプリケーション終了」ボタンを
その他 押したところ、気送統括制御盤が機能停止し、気送及びサンプリングが停止した。
原因は、気送統括制御盤で操作中に異常確認のため誤って実行中のプログラムを終了させたことによるものであった。

気送統括制御盤において誤操作を行わないように、管理者のみが操作できるパスワード管理、現場端末への操作禁止表示等を行った。
手順書の改正を実施する。

処置中

分析
建屋

分析管理用計算機の両系機能が停止した。
原因は、詳細解析及び再現性確認を行ったところ、再分析操作と通常運転（サンプリングポイ
その他
ントのスケジュールの作成等）の条件が重なった場合にデータ－ベースエラーが発生することが判明した。

データ－ベースエラーを発生させないために分析ライン端末からの再分析処理操作をしないように分析員に指示した。
今後データ－ベースエラーを発生させないようにソフトを修正する。

処置中「建屋換気設備代表室の差圧低低」警報が発報
仮設チューブを撤去後元弁を閉止し、し、閉じ込めモードに移行した。
建屋換気設備 仮設管理
各代表室差圧が通常値に復帰したこと
ウラン 誤動 原因は、大気圧配管（各室の負圧を測定するた
区域内作業における大気を確認後、通常モードへ運転切替を実20
脱硝建 作、動 めに各室へ大気圧を供給する配管）に接続して圧の読み取り装置の不具施した。
屋
作不良 いた仮設差圧計の仮設チューブが誤接触等によ合による圧力変動の増大
社内標準類を制定し、大気圧配管の取り外れたため、大気圧配管内が管理区域内気圧扱いに関する注意事項を明記した。
と同じになったためであった。

処置済

圧縮空気元弁の駆動部からの空気漏れ箇所の確
圧縮空気元弁駆動部の空気漏れ箇所を認作業中に、精製建屋酸化脱ガス工程へのNOx
NOxガス供給系統弁補修
補修し、NOxガス供給圧力回復を確認
ウラン 誤動 供給が停止した。
時における精製建屋酸化後、精製建屋酸化脱ガス工程へのNOx21
脱硝建 作、動 原因は、空気漏れ箇所を確認するため一時的に脱ガス工程へのNOx供給
ガスの供給を再開した。今後、確認作
屋
作不良 圧縮空気元弁を閉止したが、その作業に想定外停止
業時の注意点について、運転員に対しの時間を要し、NOxガス混合用圧縮空気貯槽の周知・教育を行う。
圧力が下がったためであると推定した。

処置中

マスフローコントロールユニット（気体の体積で流量を制御する装置）の「NOx流量圧空流量差高｣警報が発報し、NOx供給ユニットが停止しウラン 誤動た。
脱硝建 作、動原因は、マスフローコントロールユニット内の屋
作不良
NOxガスの流量計がセンサー部への凝縮性物質の付着等により誤指示を示したためと推定した。

当該警報の設定値を変更し、同様の異常で設備停止に至らない処置を行った。これにより、各建屋に供給する
NOx濃度が設定値を外れた時に停止するロジックが作動しなくなるため、代替としてNOx払出量をTDMSデータにより監視する。
今後流量計センサー部へ凝縮性物質が付着しないようにする対策を検討し実
施する。

処置中

脱硝第2室の点検中、HTS（ヒートトランス
ファーソルトの略で加熱媒体）を流すフレキシ
ブルホースが破断し、内溶液が漏れ出しているのを確認した。
フレキシブルホースから ウラン
23 の非放射性の加熱媒体の 脱硝建 漏えい 原因は、運転停止時に内溶液を極力HTS溶融槽へ戻すために実施するN2パージ操作を、再起動
漏えい（約1リットル）屋
予定のために行わなかったことから、HTSが固体となり膨張しフレキシブルホースが破断したと推定した。

当該フレキシブルホースを交換し、漏えいのないことを確認した。
短時間の運転停止でもN2パージを実施するよう手順書の改正を行う。

処置中

18 気送プログラムの停止

19 分析管理用計算機の停止

22

流量計の誤指示によるNOx供給設備の停止

内容

処置状況

建屋名

脱硝塔ウラン酸化物粉末抜出配管弁のグランド
脱硝塔ウラン酸化物粉末 ウラン部にウラン粉末が付着しているのを確認した。 当該弁をビニール養生し隔離した。
24 抜出配管弁グランド部の 脱硝建 漏えい
原因は、弁グランドパッキンの劣化によるもの グランドパッキンの交換を行う。
ウラン粉末付着屋と思われる。

処置中洗眼用等に用いる飲料水貯槽の全量水抜き作業
ウラを実施したところ、飲料水貯槽の水位を示す監
ン・プ
視制御盤の表示値及び現場水位指示計の値が､飲料水貯槽水位の指示値 ルトニ
実際の水位（下限値）よりも高い指示を示す事 当該計器の水頭圧補正値を正しい値に
25
その他
相違
ウム混
象を確認した｡
設定変更した。
合脱硝
原因は､監視制御盤指示用の圧力発信器及び現建屋
場水位指示計の水頭圧補正値に誤りがあるため
であった｡

処置済

58

表-25

アクティブ試験に関係しない不適合事項（4／4）（安全性に関係する機能に係らない不適合事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した不適合事項 30件）

No.

件名

ドリップトレイ（サンプ
リングを行うためのトレ
26イ）内におけるウラン析
出物の確認

建屋名

種別

処置状況

内容

ウラ
液移送室のドリップトレイ内及びサンプリング
ン・プ
フード内に、ウラン溶液の析出物が付着してい 再発防止策として、運転員に対しサン
ルトニ
その他 るのを確認した。
プリング後の清掃について周知・教育
ウム混
原因は、サンプリング後の清掃が不十分だった を行う。
合脱硝ためと推定した。
建屋

低レベ
室内排気ダクトにおける ル廃棄27
微小孔の確認
物処理
建屋

現場パトロール時、放管用ブロワ第２室内の排気ダクトに微小孔があることを確認した。
原因は、サポート溶接時の接地不良による迷走損傷
電流でダクトとサポートの間にてスパークが発
生し、ダクトが溶解し微小孔が開いたものと推
定した。

処置中

微小孔のある箇所の補修を行った。
溶接時の接地の注意点について、今後発行する要領書に記載することとした。

処置済

廃溶媒処理系乾留分解工程の運転時に、熱分解装置の下部にある乾留分解生成物一時受ホッパ
低レベ
配管内の粉体を除去した後、処理運転
乾留分解生成物一時受へ供給している窒素の「流量低」警報が発報
ル廃棄を再開した。
28 ホッパへの窒素流量の低その他 し、乾留分解工程の運転が停止した。
物処理
また、内通している弁の補修を実施
下
原因は、窒素送気ラインに設置されている仕切建屋
し、内通がないことを確認する。
り弁が内通していたことにより、粉体が逆流し配管内に蓄積したものと推定した。

処置中

廃溶媒処理系の消石灰供給機駆動部側ベアリン
グケースカバーが破損した。
原因は、調整槽に消石灰を供給するノズルが湿潤して、供給配管に消石灰が堆積して閉塞した
損傷
ため、上流側の消石灰供給配管および供給機に消石灰が溜まり、スクリュー軸により駆動部側
ベアリングに力が加わり、ベアリングケースカ
バーが破損に至ったためであった。

処置中

低レベ
消石灰供給機のベアリン ル廃棄
29
グケースカバーの破損
物処理
建屋

30

表面汚染検査装置昇降
モータの停止

高レベ
ル廃液
ガラス
固化建
屋

ベアリングケースカバーの交換を実施した。
今後調整槽の液位を下げノズルの湿潤を防止するとともに、定期的に消石灰供給配管の点検を実施すること等を検討する。

表面汚染検査装置の作動確認中に、ハンドリン
グアームの上昇動作を開始したところ「昇降モータ異常」警報が発報したため操作を停止し誤動 た。調査の結果、昇降モータが回転しないこと 後部ベアリング内部に摩耗粉が入り込
作、動 を確認した。
まないように、密封性能を有している
作不良 原因は、昇降モータ（ハンドリングアームを上 ベアリングと交換した。
昇・下降させるモータ）の後部ベアリング内部にブレーキパットの摩耗粉が入り込んだため、モータが回転しなかったためである。

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

59

処置済

表-26

アクティブ試験に関係しない改善事項（1／2）（安全性に関係する機能に係らない改善事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した改善事項

No.

件名

建屋名

16件）

処置状況

内容

1

せん断機の使用済燃料上部端末排出運転中にせん断処理工程監視タイ「運転時間超過」警報が発報した場合、専用の前処理
マーのリセット処理の改ツールを用いて時間超過タイマーのリセット操建屋善作を実施しているが、作業の効率化のためにタイマーのリセット方法について改善を行う。

時間超過警報が発生すると、積算タイ
マーを自動的にリセットするロジックに修正する。

処置中

2

せん断開始時におけるせん断長さの監視は､溶解槽側の準備完了信号が成立したことを確認して せん断長さの監視開始用であるスイッ
せん断処理開始時におけ 前処理 から開始する必要があるが､溶解槽準備完了信号 チの操作許可条件に溶解槽準備完了信る監視開始条件の改善
建屋 が不成立の状態であっても監視の開始操作は可 号を追加する。
能である｡このために､せん断長さの監視機能開始操作の条件として溶解槽準備完了を追加する｡

処置中

3

ハル・エンドピースドラ
ドラム運搬キャスクを長期間運転停止した場
ム運搬キャスク インフ合、シールリングに設置されているインフラー
ラートシール（キャスク
前処理 トシールの負圧が徐々に浅くなり、シールリンと床面との隙間をシール
建屋 グの作動条件を満足しない場合がある。作動条するためのゴム製チュー
件を容易に成立できるようにインフラートシー
ブ）に係る改善（膨張／ルの手動用膨張・収縮回路を追加する。
収縮回路の追加）

インフラートシールの膨張・収縮を行う手動用の回路を追加した。

処置済

4

ハル洗浄槽の液抜きを遠隔操作で行う時の誤操
ハル洗浄槽に係る改善（中間カプラ（液抜き用作防止策として、ハル洗浄槽の閉止プラグへの前処理
着色等を実施し、中間カプラとの境界を明確に配管の接続部分）への誤建屋した。更なる改善策として、中間カプラを容易操作防止用カバーの設に外せないようにカバーの設置を行う。
置）

容易に中間カプラを外せないように中間カプラにカバーを設置した。

処置済

5

溶解槽の運転中、溶解槽底部へのスラッジの堆積を防ぐために溶解槽ホイール回転後に自動で溶解槽パルセーション
パルセーション(槽内の液に圧力をかけ攪拌する（不溶解残渣等の固形物こと）を行っているが、スラッジの堆積が多い せん断終了後～ホイール回転前に手動の堆積防止のためにかく 前処理
場合にはせん断終了後～ホイール回転前に手動 でパルセーションを実施できるようロ
はんする運転）プログラ 建屋でパルセーションを実施することが効果的であ ジックを修正する。
ムの改善（手動運転方法
ることが先行施設の運転経験よりわかった。現の追加）
状のロジックではその運転ができないため、ロジックの修正を実施する。

処置中

6「せん断機からエンドピース酸洗浄槽」へのエ
ンドピースの落下と「エンドピース水洗浄槽からハル・エンドピースドラム」へのエンドピー
スの落下が同時に発生した場合、「せん断機か
エンドピース水洗浄槽にらエンドピース酸洗浄槽」への落下が検知され係る監視制御盤の改善
前処理ず、警報が発報する。
（確認ボタン及び水洗浄 建屋
現状、その警報が発報した場合は警報対応手順
タイマーの追加）書にて対応しているが、同時落下の発生を避けるようにエンドピース水洗浄槽からのエンド
ピース排出作業開始許可用の「確認」ボタンを運転画面に設置する。

同時落下の発生を避けるように、エンドピース水洗浄槽からハルエンドピー
スドラムへのエンドピース排出作業開始を許可するための「確認」ボタンを運転画面に設置する。

処置中

7

溶解槽の運転条件を管理するために、運転員は溶解槽運転に係る監視制
所定流量での溶解硝酸供給時間を毎回計算して前処理御盤の改善（溶解硝酸供おり、運転員の負担となっている。運転員の負建屋
給時間表示機能の追加）
担軽減を図るため、溶解硝酸供給時間を操作盤で計算し、その結果を運転画面に表示する。

運転員の負担軽減のため、運転画面に溶解硝酸供給時間(経過時間)の表示を
追加する。

処置中

8

手動によるサンプリング
方法の改善（簡易採取治
具の設置）

分離
建屋

結露の可能性や放射性ミスト移行の可能性が高いセル等のサンプリング・分析を行い、バック
グランドデータを蓄積することとしている。採取は移動式のローカルサンプリングキャスクを使用しているが、作業の効率化のため、固定式のローカルサンプリング方法に改善する。

ローカルサンプリングキャスクに替わる手段として簡易採取冶具（シリンジ・サンプラ－）を開発し、ローカル
サンプリングステーションに設置す
る。

処置中

9

手動によるサンプリング
方法の改善（簡易採取治
具の設置）

精製
建屋

結露の可能性や放射性ミスト移行の可能性が高いセル等のサンプリング・分析を行い、バック
グランドデータを蓄積することとしている。採取は移動式のローカルサンプリングキャスクを使用しているが、作業の効率化のため、固定式のローカルサンプリング方法に改善する。

ローカルサンプリングキャスクに替わる手段として簡易採取冶具（シリンジ・サンプラ－）を開発し、ローカル
サンプリングステーションに設置す
る。

処置中

60

表-26

アクティブ試験に関係しない改善事項（2／2）（安全性に関係する機能に係らない改善事項）（平成18年8月12日から11月14日までに発生した改善事項

No.

件名

建屋名

16件）

処置状況

内容

ハル・ ハル・エンドピースドラム運搬キャスクのケー
ハル・エンドピースドラ
エンド ブル巻取りの監視は、巻取装置の回転軸を監視
ム運搬キャスク ケーブ
10
ピース しているが、直接目視によりケーブルの巻取り
ル巻取の監視に係る改善貯蔵建 を監視できるように監視用窓の設置等を行う。
（監視用窓の設置）
屋

ケーブル監視用窓を設置するとともに、ケーブル等にマーキングを行い、巻取り状態を監視できるようにした。

処置済

分析装置の校正等に使用
11 する劇物管理に係る表示
方法の改善

分析
建屋

標準核物質（以下「試料」という）は、劇物であることから収納容器に「医薬用外劇物」の表示をしていたが、試料１本毎に「医薬用外劇物」の表示をすることが望ましいので改善する。

使用単位である試料１本毎に「医薬用外劇物」の表示をした。

処置済

脱硝工程 マイクロ波発
振機出力調整方法の改善
12（出力を調整する回路の
追加）

ウラ
ン・プ
ルトニ
ウム混
合脱硝
建屋

脱硝工程のマイクロ波加熱の２系列同時運転時には、マイクロ波発振機のマイクロ波出力が負荷変動により若干低下する。マイクロ波発振機の出力調整つまみを調整することで出力調整はできるものの自動調整できるように改善を行う。

マイクロ波発振機にフィードバック回路を設置し、発振出力が一定となるよ
うにした。

処置済

結露の可能性や放射性ミスト移行の可能性が高高レベ
いセル等のサンプリング・分析を行い、バック手動によるサンプリング ル廃液
グランドデータを蓄積することとしている。採13 方法の改善（簡易採取治 ガラス取は移動式のローカルサンプリングキャスクを
固化建
具の設置）
使用しているが、作業の効率化のため、固定式
屋のローカルサンプリング方法に改善する。

ローカルサンプリングキャスクに替わる手段として簡易採取冶具（シリンジ・サンプラ－）を開発し、ローカル
サンプリングステーションに設置する。

処置中

受入れ室床ポートのインフラートシールへの空気供給配管は、配管のノズル部がねじ込み式で第1ガラ シール材でシールされていることから、構造上
床ポート（床の開口部にス固化 空気のリークは避けられないので、空気圧力が設置された遮へい扉）の14
体貯蔵 低下すると自動で圧縮空気を供給することと圧縮空気供給配管に係る建屋東 なっている。現状ではこの空気のリークは微量改善（継手の設置）であり問題はないが、リーク量が増加した場合
棟に容易に補修できるよう圧縮空気を供給する配管部の改善を行う。

配管の取り外し補修性を向上させるため、床ポートのインフラートシールノ
ズル部の配管にねじ継手を取り付けた。

処置済

第２非常用ディーゼル発電機自動起動試験測定
装置への計測信号の取り出しは、安全系監視制
非常用ディーゼル発電機 非常用 御盤の前面部にケーブルをつなぎ込んでいる
15 自動起動試験測定装置の 電源建 が、作業員の操作の妨げになっているため改善を行う。併せて、安全上重要な負荷についての改善
屋信号の追加及び発電機電圧、周波数の計測方法についても改善を行う。

計測信号の取出し箇所を盤内に変更する。併せて負荷についての信号の追加
及び発電機電圧及び周波数を起動信号から取り出す計測方法に変更する。

処置中電源の遮断により蒸気の供給が停止した際、速ユー やかに復旧操作が行えるよう運転予備用ディー
ボイラ施設の設備改善
ティリ ゼル発電機からボイラ施設に給電を行うが、そ16 （復旧時間の短縮化及び
ティ建 の時にボイラ施設の復旧に必要のない負荷を手操作性の向上）動で切り離す必要があり、復旧に時間を要する屋
ことから改善を行う。

ボイラ施設の復旧に必要のない負荷の切り離しを自動的に行えるように電源盤の改造を行う。
なお、本事項は作業効率化のための改善事項であり、必要のない負荷の切り離しは手動で行えることから、安全上支障がなくアクティブ試験を実施できることから、第3ステップ以降も処置を
継続する。

処置中

（注１）「処置済」とは、当該設備の工事等が終了し、必要な再試験、機能確認等が終了したものをさす。
（注２）安全に関するレベルについては、発生事象及び処置内容により定めるが、処置内容決定時点で変更する可能性がある。

61

表―27

アクティブ試験における管理区域に係る放射線管理結果（平成 18 年 6 月 27 日～11 月 14 日注））

管理項目
管理区域境界
線量当量

※１

管理区域内

線量当量率

管理手法

頻

度

電子式線量計による積算（ガンマ線）
中性子サーベイメー

マ線、中性子線）

１回／日
ｸﾞﾘｰﾝ

空気中放射性物質濃度

ダストモニタエアスニファ

区域
１回／週

ｲｴﾛ

62

区域
ｸﾞﾘｰﾝ
表面密度

スミヤ法

管理目標値

結

果

1.3mSv／3 月間

100μSv／週

管理目標値未満500μSv／h

50μSv／h

管理目標値未満500μSv／h

50μSv／h

管理目標値未満

１回／週

タ（中性子線）
エリアモニタ（ガン

管理基準値

１回／週

区域
ｲｴﾛ
区域

α線を放出する核種

DAC※２×1／10： 7×10-9Bq／cm3

管理目標値未満

3×10-8Bq／cm3※４
DAC※２

α線を放出しない核種

管理目標値未満： 3×10-6Bq／cm3
表面密度限度※３×1／10
表面密度限度※３

α線を放出する核種：2×10-1Bq／cm2
α線を放出しない核種：4×10-1Bq／cm2

管理目標値未満

管理目標値未満注）管理項目の測定頻度が１回／週のものについては、アクティブ試験第 1 ステップの終了日翌日（平成 18 年 6 月 27 日を含む平成 18 年 6 月第 4 週又は第 5 週）から第２ステ
ップの BWR 燃料のせん断前日（11 月 14 日を含む 11 月第 2 週又は第 3 週）までの結果である。
※

１

中性子線の寄与のある場所は、ガンマ線及び中性子線による線量当量の合算値で評価を行った。なお、管理区域内については、一週間平均線量当量率に換算して評価し
ている。

※

２

DAC（Derived Air Concentration）：平成 12 年科学技術庁告示第 13 号の作業者の呼吸する空気中放射性物質の濃度限度（α線を放出する核種：239Pu※

３

7×10-7Bq／cm3, 234U

3×10-6Bq／cm3、α線を放出しない核種：90Sr

表面密度限度：平成 12 年科学技術庁告示第 13 号に定める値（α線を放出する核種：4Bq／cm2 、α線を放出しない核種：40Bq／cm2）※

４

ウラン脱硝建屋については、プルトニウムを取り扱わないため、3×10-8Bq／cm3 を適用。

3×10-4Bq／cm3）

表－28 アクティブ試験における実効線量区分別放射線業務従事者数（１）放射線業務従事者の被ばく状況（平成 18 年 6 月 27 日～11 月 14 日）

線量※1

0.1 未満(mSv)

0.1 以上

1 を超え

5 を超え 15 を超え 20 を超え 25 を超え 50 を超え

1 以下

５以下

15 以下

20 以下

25 以下

50 以下

るもの

7※2

０

０

０

０

０

０

計

放射線業務
従事者数

3621

3628

（人）
※1

線量は、外部被ばく線量と内部被ばく線量を合算したものである。外部被ばく線量は、警報付個人線量計による測定結果を集計した。また、内部被ばく線量は、空気中の放射性物質濃度からの計算により評価した。

※2

第１チャンネルボックス切断装置の点検作業及び第 2 チャンネルボックス切断装置のプラズマトーチの交換作業によるもの。

（２）女子の放射線業務従事者の被ばく状況（平成 18 年 6 月 27 日～11 月 14 日）
線量※1
（mSv）

放射線業務従事者数（人）※10.1 未満46

0.1 以上

1 を超え

2 を超え

5 を超え

1 以下

2 以下

5 以下

るもの

０

０

０

０

計

46

線量は、外部被ばく線量と内部被ばく線量を合算したものである。外部被ばく線量は、警報付個人線量計による測定結果を集計した。また、内部被ばく線量は、空気中の放射性物質濃度からの計算により評価した。

63

表－29 環境（大気）への放出放射能量（平成 18 年 3 月 31 日～11 月 13 日）

測定核種

放出放射能量（Bq）

放出管理目標値（Bq/年）

クリプトン－85

1.1×1016

3.3×1017

トリチウム

4.1×1012

1.9×1015

炭素－145.6×1011

5.2×1013

よう素－129

1.4×108

1.1×1010

よう素－1313.2×105

1.7×1010

その他α線を放出する核種

検出限界未満（検出限界濃度：4×10－10Bq/cm3 以下）

3.3×108

その他α線を放出しない
核種※検出限界未満

9.4×1010（検出限界濃度：4×10－9Bq/cm3 以下）※クリプトン－85 以外の希ガス、よう素－129、131 以外のよう素は除く。

表－30 環境（海洋）への放出放射能量（平成 18 年 3 月 31 日～11 月 13 日）

測定核種

放出放射能量（Bq）

放出管理目標値（Bq/年）

トリチウム

1.4×1014

1.8×1016

よう素－129

1.4×107

4.3×1010

検出限界未満

1.7×1011

よう素－131（検出限界濃度：2×10－2Bq/cm3 以下）

その他α線を放出する核種（検出限界濃度：4×10－3Bq/cm3 以下）

その他α線を放出しない核種（検出限界濃度：4×10－2Bq/cm3 以下）

検出限界未満
検出限界未満64

3.8×109
2.1×1011

表―31
測定
場所

周辺監視区域等における線量当量等の測定結果（1／2）

測定項目
・外部放射線に係る線量当量率
・外部放射線に係る線量当量

周辺監視区域境界付近

・外部放射線に係る線量当量
・空気中の放射性粒子濃度

アクティブ試験開始以前の変動幅［単位］

測定対象及び測定頻度
空間放射
線量率
積算線量
当量
積算線量
当量
浮遊じん

γ線

連続

γ線

6～65※1

nSv/h

γ線

１回/週

γ線

6.2～12.9※1

μSv/週

γ線

１回/3 月γ線

60～98※1

μSv/3 月全 α 放射能、
全 β 放射能

全α

最大 16

※1

連続

最大 13

※1

全β
106

・空気中の放射性粒子濃度

浮遊じん

Ru

106

Ru，Pu(α) １回/3 月

Pu(α)
90

Sr

106

Ru

90

106

Sr， Ru，I，137Cs，
Pu(α)，
241
Am，244Cm

表土

１回/年

・空気中の放射性物質の濃度

Bq/m3

H18.6.26～ アクティブ試験開始
H18.11.14以前の変動範囲内

mBq/m3

H18. 4. 1～ アクティブ試験開始
H18.10. 1 以前の変動幅内

Bq/kg･生H18. 7.27

定量下限値未満※1

137

Cs

8～37※1Pu(α)

0.23～0.91※2

241

0.09～0.33※2244

定量下限値未満※2

空間放射
γ線
連続
線量率
積算線量
γ線
１回/3 月
当量
気体状
放射性
β放射能
希ガス
連続
濃度
（主に 85Kr）

6～74※1nSv/h

55～90※1

μSv/3 月

定量下限値未満※1

kBq/m3

・空気中の放射性物質の濃度

ヨウ素

131

Ｉ

１回/週

定量下限値未満※1

mBq/m3

・空気中の放射性物質の濃度

大気中
湿分

3

Ｈ

１回/月

定量下限値未満※1

mBq/m3

・空気中の放射性粒子濃度

浮遊じん

全 α 放射能、
１回/週
全 β 放射能・空気中の放射性粒子濃度

浮遊じん

106

全α

*※4～0.37※1

全β*※4～1.20※1

106

Ru，Pu（α） １回/3 月

Ru

Pu（α）
3

Ｈ

3

・飲料水中の放射性物質の濃度

飲料水

90

Ｈ， Sr，
106
Ru，137Cs， １回/3 月
Pu（α）

90

Sr

定量下限値未満※1

Pu（α）

定量下限値未満※1
定量下限値未満※1

129

定量下限値未満※1

137

Cs

8～37※1Pu（α）

0.23～0.91※2

周辺監視区域外

Ｉ

表土

１回/年

241

0.09～0.33※2244

定量下限値未満※2106

定量下限値未満※1

Am
Cm

・陸上植物中の放射性物質の濃度

根菜・畜産物中の放射性物質の濃度

牛乳

Ru

106

Ru，Pu（α） １回/年
106

Ru

Pu（α）

定量下限値未満※1

60

※1

Co

3

・海水中の放射性物質の濃度

海水

Ｈ，60Co，90
Sr，106Ru，
134
Cs，137Cs， １回/3 月
144
Ce，154Eu，
Pu（α）

90

Sr

134

定量下限値未満※1137

定量下限値未満※1144

定量下限値未満※1

154

Eu

定量下限値未満※1

Pu（α）

定量下限値未満※1

Cs
Cs
Ce

60

定量下限値未満※190

定量下限値未満※1・海底土中の放射性物質の濃度

海底土

134

定量下限値未満※1137

定量下限値未満※1144

定量下限値未満※1

154

Eu

定量下限値未満※1

Pu（α）

0.11～0.75※2

Cs
Cs
Ce

241

定量下限値未満～0.30※2244

定量下限値未満※2

Am
Cm

65

H18.6.26～
H18.11.14

定量下限値未満～3*3

H18. 6.19～ アクティブ試験開始
H18.11.13 以前の変動幅内
H18. 5.31～ アクティブ試験開始
H18.10.31 以前の変動幅内
H18.6.19～ アクティブ試験開始
H18.11.6以前の変動範囲内

mBq/m3

H18. 4. 3～ アクティブ試験開始
H18.10. 2 以前の変動幅内

Bq/ｌ

mBq/ｌ

H18. 4. 4～
H18. 4. 6 アクティブ試験開始
H18. 7. 4～ 以前の変動幅内
H18. 7. 6

Bq/kg･乾H18. 7.27

アクティブ試験開始以前の変動幅内

Bq/kg･生H18. 8.16

アクティブ試験開始以前の変動幅内

Bq/ｌ

H18. 4.4
H18. 7.4
H18.10.3

アクティブ試験開始以前の変動幅内mBq/ｌ

H18. 4.26
H18. 7.13

アクティブ試験開始以前の変動幅内

Bq/kg･乾H18. 4.26

アクティブ試験開始以前の変動幅内

Bq/ｌ

定量下限値未満～3※1
定量下限値未満※1

Ru

Sr

Co，90Sr，
134
Cs，137Cs，
144
Ce，154Eu， １回/6 月
Pu（α），
241
Am，244Cm

定量下限値未満

106

Co

60

定量下限値未満※2

3

Ｈ

H18.6.26～ アクティブ試験開始
H18.11.14以前の変動範囲内
H18.3.30～ アクティブ試験開始
H18.9.28
以前の変動範囲内

mBq/m3※1

定量下限値未満※1

１回/3 月アクティブ試験開始以前の変動幅内

1.5～9.4※1

106

129

・陸土中の放射性物質の濃度

定量下限値未満～0.4

CsRu

Sr， Ru，Ｉ，137Cs，
Pu（α），
241
Am，244Cm

定量下限値未満～3※1

137

Sr

106

定量下限値未満※2

定量下限値未満※19090

定量下限値未満※1

106

Ru

測定期間
測定結果
H18.6.26～ アクティブ試験開始
H18.11.14以前の変動範囲内
H18.6.19～ アクティブ試験開始
H18.11.13以前の変動範囲内
H18.3.29～ アクティブ試験開始
H18.9.27
以前の変動範囲内

1.5～9.4※1
定量下限値未満※1

Cm

・外部放射線に係る線量当量

定量下限値未満※2IAm

・外部放射線に係る線量当量率

定量下限値未満※1

129

129

・ 陸土中の放射性物質の濃度測定期間および測定結果

表―31
測定
場所

周辺監視区域等における線量当量等の測定結果（2／2）

測定項目

アクティブ試験開始以前の変動幅［単位］

測定対象及び測定頻度3

定量下限値未満※1Ru

定量下限値未満※1Pu（α）

定量下限値未満※2

Ｈ

測定期間
Bq/ｌ

3

周辺監視区域外

魚類

１回/3 月106

・海産物中の放射性物質の濃度

106

貝類

106

海藻類

106

Ru，Pu（α） １回/3 月

漁網

Ru，Pu（α） １回/3 月

γ線量率
β線量率

１回/3 月Bq/kg･生Ru

定量下限値未満※1

Pu（α）

定量下限値未満～0.007※2106・漁網の線量率※１

Ｈ，106Ru，Pu（α）

測定期間および測定結果

Ru

定量下限値未満※1

Pu（α）

定量下限値未満～0.012※2

γ線量率（定量下限値未満）※5

β線量率（定量下限値未満～50）

H18. 5.22～
アクティブ試験開始
H18. 5.30
以前の変動幅内
H18. 7.24

Bq/kg･生H18. 4.17
H18. 7.13

アクティブ試験開始以前の変動幅内

Bq/kg･生H18. 4.28
H18. 7.13

アクティブ試験開始以前の変動幅内

nGy/h
※5

測定結果

nGy/h

H18. 3.24～ アクティブ試験開始
H18. 9.21 以前の変動幅内

平成 7 年度から平成 17 年度までの測定値の幅を示す。（空気中の放射性粒子濃度における全α・全β放射能濃度については最大値のみを記載）※２ 平成 14 年度から平成 1７年度までの測定値の幅を示す。（環境放射線モニタリング中央評価分科会）※３ 線量告示に定める周辺監視区域外の濃度限度は、100kBq/m3 。
※４ 測定値が計数誤差の 3 倍以下の場合を検出下限値未満とし、「*」で表示。
※５ 平成 18 年度から測定方法を変更したため、平成 17 年度第１四半期から第４四半期に実施した予備測定の結果を参考として示す。

66