第２７回原子力安全委員会 資料第１-９号

 

原子力施設等の防災対策について

 

 

平成５５年６月
（平成元年３月一部改定）
（平成４年６月一部改定）
（平成１０年１１月一部改定）
（平成１１年９月一部改定）
（平成１２年５月一部改定）
（平成１３年３月一部改定）
（平成１３年６月一部改定）
（平成１４年４月一部改定）

 

原子力安全委員会

目次

第1章	序	…………………	1
第2章	防災対策一般	…………………	2
2-1	原子力防災対策の特殊性等	…………………	2
2-2	放射性物質又は放射線の放出形態、被ばくの形態及ぴ被ばく低減化措置	…………………	2
2-3	原子力施設における防災対策及び異常事態の把握	…………………	4
2-4	周辺住民等への情報提供	…………………	6
2-5	防災業務関係者等の教育及び訓練	…………………	7
2-6	諸設備の整備	…………………	8
2-7	防災関係資料の整備	…………………	9
2-8	オフサイトセンターの整備	…………………	10
2-9	核燃料物質等の輸送時の防災対策	…………………	11
第3章	防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲	…………………	12
3-1	地域の範囲の考え方	…………………	12
3-2	地域の範囲の選定	…………………	12
3-3	具体的な地域防災計画の策定等に当たっての留意点	…………………	13
第4章	緊急時環境放射線モニタリング	…………………	15
4-1	目的等	…………………	15
4-2	段階	…………………	15
4-3	緊急時モニタリング体制	…………………	16
4-4	準備事項	…………………	16
4-5	モニタリング地点の決定	…………………	17
4-6	第1段階のモニタリング	…………………	17
4-7	第2段階のモニタリング	…………………	19
第5章	災害応急対策の実施のための指針	…………………	20
5-1	異常事態発生の際の通報基準及び緊急事態判断基準	…………………	20
5-2	防護対策	…………………	22
5-3	防護対策のための指標	…………………	24
第6章	緊急被ぱく医療	…………………	29
6-1	緊急被ばく医療の基本的考え方	…………………	29
6-2	原子力緊急事態の発生時における緊急被ぱく医療	…………………	29
6-3	緊急被ばく医療体制	…………………	30
6-4	緊急被ぱく医療における国、地方公共団体、原子力事業者等の責務	…………………	33
6-5	緊急被ばく医療活動のための要件	…………………	34
付属資料		…………………	37
1	通報連絡様式	…………………	39
2	核燃料物質等の輸送に係る仮想的な事故評価について	…………………	56
3	EPZについての技術的側面からの検討	…………………	58
4	原子力施設等の異常時の通報基準、緊急事態の判断の基準について	…………………	82
5	防護対策指標について	…………………	99
6	周辺住民等に対する安定ヨウ素剤予防服用に係る防護対策について	…………………	103
7	防災業務関係者の安定ヨウ素剤予防服用について	…………………	106
8	防災業務関係者の放射線防護に係る指標について	…………………	107
9	SPEEDIネットワークシステムを用いた予測線量の算定について	…………………	108
10	屋内退避等の有効性について	…………………	109
11	空間放射線量率分布及び濃度分布の特徴	…………………	112
12	飲食物摂取制限に関する指標について	…………………	117
13	緊急被ぱく医療体制の概要	…………………	119
14	各医療体制における設備、資機材等	…………………	120
15	本指針の改訂の経過	…………………	121

第1章序

• 新しい原子力災害対策特別措置法の仕組みに対応できること


• 従来の原子力発電所、再処理施設等に加え、対象施設として研究炉、核燃料関連施設 にも対応できること


• 従来の希ガス及びヨウ素対策に加え、核燃料物質の放出や臨界事故にも対応できること

 なお、今後も、防災対策の内容が、実効性の高いものになるよう検討を継続し、新たな 知見等を積極的に取り入れることにより、必要に応じて、本指針の見直しを行っていくこ ととする。

付属資料

目次

(付属資料2)

核燃料物質等の輸送に係る仮想的な事故評価について

1. 想定する輸送物
    仮想的な事故評価において対象とする輸送物は、原子炉等規制法における規定に基 づき区分された輸送容器のうち、輸送容器内の放射能量等が多いB型輸送物及びB型 に次いで一定の放射能量を収納するA型輸送物とする。
   ○B型輸送物の例:使用済燃料、MOX燃料、高レベルガラス固化体
   ○A型輸送物の例:新燃料、濃縮U02、濃縮UF6、天然UF6
   ○L型輸送物の例:低レベル廃棄物
   ○IP型輸送物の例:低レベル廃棄物(六ヶ所埋設)、再処理後回収ウラン
   
   
2. 想定事象及び一般公衆への影響
    想定事象としては、衝突事故、火災事故、落下事故等により遮へい性能及び密封性 能が劣化するような事象とする。臨界事故については、�@輸送中、核燃料物質等は輸 送容器に収納されているため、原子力施設のように人為的な操作等が介在しないこと、 �A特別の試験条件を超える条件でも容器の水密性は維持されるが、仮に浸水したとし ても未臨界性は確保されることから対象としない。
    なお、濃縮UF⁶の輸送物については浸水を考慮した評価は行われていないが、�@特 別の試験条件を超える条件でも耐圧性能を有していること、�A800℃、4時間の耐 火性能を有していること、�B現状の輸送経路中、最も高い76mの高架から落下した 場合でも、特別の試験条件に包絡されることから、輸送容盟の水密性は維持され、未 臨界性は確保されると考えられる。
   (1)B型輸送物
   �@想定事象
   イ)遮へい性能の劣化
    使用済燃料輸送物が特別の試験条件である800℃、30分を超えるような火災に 遭遇し、中性子遮へい材が全損(特別の試験条件下では半損)することを想定
   ロ)密封性能の劣化
    使用済燃料輸送物が特別の試験条件である非降伏面、9m落下を超える衝撃 を受け、燃料被覆管が100%破損することにより輸送容器からガス状放射性物質 が放出することを想定(風速1m/s、大気安定度F)
   �A一般公衆への影響
   イ)遮へい性能の劣化
    表面から1mで約4.5mSv/h、半径15mの距離で約0.25mSv/h(10mSvに達する までに約40時問)、半径50mの距離で約20μSv/h。 原子力緊急事態に至る遮へい性能の劣化(表面から1mで10mSv/h)があった 場合には、半径15mの距離で10時間で5mSv程度。
   ロ)密封性能の劣化
    半径15mの距離で約16μSv/h(10mSvに達するまでに約26目)、半径50mの距 離で約5μSv/h。
    原子力緊急事態に至る放射性物質の漏えいがあった場合は、半径15mの距離 で約5mSv以下(特別の試験条件下での許容値である漏えい率A2値/weekで10時 間放出)。
   �B防護対策
   イ)遮へい性能の劣化
    ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、土嚢等で遮へい対策 をする。
   ロ)密封性能の劣化
    ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、シート等により拡散 防止対策をする。
   (2)A型輸送物
   �@想定事象
   イ)遮へい性能の劣化
    A型輸送物の収納物自体は新燃料等の低線量放射性物質であるため想定しな い。(収納物表面で20〜50μSv)
   ロ)密封性能の劣化
    天然UF⁶輸送物が800℃、30分を超えるような火災に遭遇し、耐火保護カバ ーが劣化して、収納物が放出することを想定
   �A一般公衆への影響
   ロ)密封性能の劣化
   距離に依存せず100μSv以下
   �B防護対策
   ロ)密封性能の劣化
    初期消火後、ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、シート 等により漏えい防止対策をする。
   
3. 想定事象に対する評価結果
    対象輸送物に法令の基準を超える事象を想定しても、輸送経路周辺の一般公衆の被 ばく線量が10mSvに達するまでにかなりの時問的余裕があること、対象輸送物は隊列輸 送が行われており多人数の輸送隊で構成されていること等を考慮すれば、この問に事 業者による立入禁止区域の設定、汚染・漏えい拡大防止対策及び遮へい対策等が迅速 かつ的確に行われることにより、原子力災害対策特別措置法の原子力緊急事態に至る 可能性は極めて低いと考えられる。
    また、仮に原子力緊急事態に至る遮へい劣化又は放射性物質の漏えいがあった場合 に、一般公衆が半径15mの距離に10時間滞在した場合においても、被ばく線量は5mSv 程度であり、事故の際に対応すべき範囲として一般公衆の被ばくの観点から半径15m 程度を確保することにより、防災対策は十分可能であると考える。

(付属資料3)

EPZについての技術的側面からの検討

 「第3章防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲」において、防災対策を重点的に 充実すべき地域の範囲(EPZ)として、各原子力施設の種類毎に、施設を中心とした距 離のめやすを示し、具体的な防災計画を作成する地域にっいては、これを基準に人口分布、 行政区域、地勢等を考慮して定めることを提案した。
 このめやすの矩離を提案するために・技術的側面においては原子力施設からの距離と周 辺住民等の被ばくの低減のために必要な措置をとるための判断に用いる指標線量との関連 を検討した。

�T．原子力発電所等のEPZについて
(昭和55年6月に検討されたものであるが、今回の事故等を踏まえても変更の必要 はないものと考える。)

1. 第1図及び第2図に、昭和52年6月14日原子力委員会が決定した「発電用原子炉 施設の安全解析に関する気象指針」(本指針については、昭和55年10月の原子力安 全委員会発足に伴い原子力安全委員会が引き継ぐ)における基本拡散式から求めら れた線量の相対値対風下軸上距離の関係を、それぞれ外部全身被ぱくと小児甲状腺 被ぱくについてまとめたものを示す。
    両図は、最も高い線量を与えることとなる地表面放出、F型の大気安定度におい て放出源から500mの距離における線量を1とした場合の放出源から風下方向への距 離による線量の低減割合を示すものである。ケーススタディとして両図には、最も 拡散しにくい型の大気安定度F型と最も拡散しやすい型の大気安定度A型の両方の 拡散傾向について地表面放出と地上高100m放出を選び示した。なお、風速は1m/s とした。

   第1図 外部全身線量の相対値ー風下軸距離

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   第2図 小児甲状腺の等価線量の相対値-風下軸距離

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2. 第3図から第6図までに沸騰水型原子力発電所(BWR)及び加圧水型原子力発 電所(PWR)についての線量と風下距離の関係を示す。
    これらの図を求めるに当たって放出条件としての放出高さはBWRは100m、PW Rは60mとし、放出継続時間は24時間とした。気象条件については、厳しい条件を 用いるとの観点から原子力発電所サイトの気象観測資料をもとに各サイトの各方位 毎の24時間毎の年間の相対濃度を算出し、各相対濃度を小さい順番に累積し、その 累積出現頻度が97%に当たる相対濃度を与える24時問以内の気象条件を選定した。 この放出条件及び気象条件を用い、BWR及びPWR別に単位放出率当りの最大 線量と距離との関連を求め、放出源から8km及び10kmの距離において防護対策指標 の下限値(外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv)となる希ガス及び ヨウ素の放出量を求めた。
    したがって、これらの図に示される線量と距離の関係を示す拡散条件のパターン は、現実にはめったに遭遇しない厳しいもの(線量を高めに与えるもの)であるこ とに留意すべきである。
   (1)第3図は、BWR発電所の拡散条件において放出源から10kmの距離で防護対策指 標の下限値(外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv)となる希ガス 及ぴヨウ素の放出量を示レたものである。
   (2)第4図は、第3図と同様なものを放出源から8kmの距離について示したものであ る。
   (3)第5図は、PWR発電所の拡散条件において放出源から10kmの距離で防護対策指 標の下限値(外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv)となる希ガス 及びヨウ素の放出量を示したものである。
   (4)第6図は、第5図と同様なものを放出源から8kmの距離について示したものであ る。
    これらの結果は、放出源から8km及び10kmの区域の外側において屋内退避を必要 とするような放出量は、炉内内蔵量に対して希ガス100%及びヨウ素50%が格納容器 内に放出された際、格納容器から環境中に放出される量を相当に上廻る大きさでな ければならないこと、また、その際8kmと10kmとで対応する放出量に顕著な差はな いことを示している。

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   第3図 外部全身線量及び小児甲状腺の等価線量（BWR）
   

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   第4図 外部全身線量及び小児甲状腺の等価線量（BWR）
   

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   第5図 外部全身線量及び小児甲状腺の等価線量（PWR）
   

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3. 昭和54年3月28日に発生した米国のスリーマイルアイランド原子力発電所の事故 は、現在までの軽水型原子力発電所の事故としては、最悪のものとされ、緊急時対 策が講じられた例である。実際には、周辺公衆の個入の最大線量は、TMI敷地に 最も近い居住区域において事故期間中屋外に連続的に居続けたと仮定して、外部全 身最大線量100mrem(1mSv)以下と推定されている。
    この事故の全期間中に放出されたとされている希ガスの全量は、1.8×lo6Ci(6.7 ×1016Bq)(ガンマ線0・5MeV換算値)(ロゴビン報告(NUREG/CR-1250))と されているが、この放出量の大部分は事故発生後7日間にわたり放出された。ここ では、この放出量と同じ量の希ガスが、1日間で連続的に放出され、かつ、前述の PWR型発電所で用いた現実にはめったに遭遇しない線量を高めに与える気象条件 を使用して解析を行うと、外部全身線量は、10km地点で7mSv程度、8km地点で9 mSv程度となり、当該区域の外側では、退避措置が必要となるような事態に至ること はないものと考えられる。
    なお、TMI事故で、環境へ放出された放射性物質は、大部分が放射性希ガスで あり、放射性ヨウ素は、殆んど施設内に止まっていた。
   
   4.昭和61年4月26日に発生した旧ソ連のチェルノブイル原子力発電所の事故におい ては大量の放射性物質が環境中に放出され、このため周囲30kmにわたって住民の避 難が行われた。この放射性物質の大量放出は、事故発生耳後に原子炉の上部構造、 建屋等が重大な損傷を受け、この結果、放射能の「閉じ込め機能」が事実上完全に 失われたことに加え、炉心の黒鉛が燃焼し、火災となって放射性物質の高空への吹 上が生じて発生したものである。
    この事故は日本の原子炉とは安全設計の思想が異なり、固有の安全性が十分では なかった原子炉施設で発生した事故であるため、我が国でこれと同様の事態になる ことは極めて考えがたいことであり、我が国のEPZの考え方にっいては基本的に 変更する必要はないと考える。
   
   (参考資料)
   ソ連原子力発電所事故調査報告書
   (昭和62年5月28日原子力安全委員会ソ連原子力発電所事故調査特別委員会)
   
   

1. 第7図から第10図までに、試験研究炉についての、外部全身線量(γ線)10mSv又 は小児甲状腺の等価線量(ヨウ素)100mSvを与える放射性物質の放出量と風下距離 の関係を示す。
    これらの図を求めるに際し、放出高さは設置許可申請書を基にし、放出継続時間 は、閉じ込め機能との関連から、低出力炉(熱出力500kW未満)用としては1時間、 中・高出力炉(熱出力500kW以上)用としては24時間とした。気象条件は、代表的に 日本原子力研究所東海研究所又は大洗研究所の気象観測資料をもとに、「発電用原 子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年原子力安全委員会決定)を適用 し、各方位毎の各距離毎の相対濃度を算出し小さい順番に累積して、その累積出現 頻度が97%に当たる相対濃度を与える気象条件を選定した。したがって、この気象 条件は現実にはめつたに遭遇しない厳しいものである。
    この放出条件及び気象条件を用い、低出力炉及び中・高出力炉別に外部全身線量 10mSv又は小児甲状腺の等価線量100mSvを与える放射性物質の放出量と距離との関連 を求めた。
   (1)第7〜8図は、中・高出力炉用の放出継続時間(24時問)において、防護対策指 標の下限値(外部全身線量10mSv及ぴ小児甲状腺の等価線量100mSv)となる希ガス 及びヨウ素の放出量を、放出高さ(20〜80m)をパラメータとして示したものであ る。
   (2)第9〜10図は、低出力炉用の放出継続時間(1時間)において、防護対策指標の 下限値(外部全身線量10mSv及び小児甲状腺の等価線量100mSv)となる希ガス及ぴ ヨウ素の放出量を放出高さ(0〜10m)をパラメータとして示したものである。
   
    これらの結果は、EPZの外側において実効線量が10mSvとなるような放出量は、 安全審査における立地評価のための最大想定事故等の際に環境中に放出される量を 相当程度に上回る大きさでなければならないことを示しており、熱出力毎に設定し たEPZについて、それぞれ十分な余裕を持って設定されていることを確認した。
    また、特殊な試験条件等を有する施設である日本原子力研究所(東海)のJRR -4(濃縮ウラン軽水減速冷却スイミングプール型試験研究炉)、日本原子力研究 所(大洗)のHTTR(低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料黒鉛減速ヘリウムガス冷 却型高温工学試験炉)、日本原子力研究所(東海)のFCA(濃縮ウラン・プルト ニウム燃料水平二分割型高速炉1臨界実験装置)、（株）東芝のNCA(低濃縮ウラン軽 水減速非均質型臨界実験装置)については、個別に検討を行いEPZを設定した。

第7図中.高出炉用の放出継続時間(24時間)において、防護対策指標の下限値を与 える放出量(放出高さ別)

外部全身線量が10mSvとなる時の希ガスのγ線放出量(0.5MeV換算値)

第8図中.高出炉用の放出継続時間(24時間)において、防護対策指標の下限値を与 える放出量(放出高さ別)

小児甲状腺の等価線量が１００mSvとなる時のヨウ素の放出量(�T-131等価量)

第9図 低出炉用の放出継続時間(1時間)において、防護対策指標の下限値を与 える放出量(放出高さ別)

外部全身線量が10mSvとなる時の希ガスのγ線放出量(0.5MeV換算値)

第10図 低出炉用の放出継続時間(1時間)において、防護対策指標の下限値を与 える放出量(放出高さ別)

小児甲状腺の等価線量が１００mSvとなる時のヨウ素の放出量(�T-131等価量)

�V．再処理施設のEPZについて

(平成6年8月に検討したものであるが、今回の事故等を踏まえても変更の必要はな いものと考える。なお詳細については「再処理施設周辺の防災対策を重点的に充実す べき地域の範囲について」(平成6年原子力安全委員会了承)による。)
 再処理施設の万一の事故を想定すると、放射性エアロゾルの放出を念頭にいれてお く必要があるが、EPZの検討に当たっては、エアロゾルについても「発電用原子炉 施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年原子力安全委員会決定)の拡散式を適 用できると考えられる。
 第11図に、六ヶ所再処理施設について試算した線量と風下距離の関係を示す。 これらの図を求めるに当たって放出条件としての放出高さは150mとし、放出継続 時間は24時間とした。気象条件については、厳しい条件を用いるとの観点から、サイ トの気象観測資料をもとに、各方位の24時間ごとの相対濃度を1年間に亘って算出し、 各方位において相対濃度を小さい順番に累積し、その累積出現頻度が97%に当たる相 対濃度のうち最大相対濃度を与える24時間の気象条件を選定した。
 この放出条件及ぴ気象条件を用い、主要な核種を全て包絡するとの観点から、溶解 槽における臨界の場合に放出されると評価される核種を対象に、放出源から5kmの地 点において、実効線量が10mSvとなる放射性物質の放出量を、それぞれの核種の単独 放出を仮定して求めた。得られた放出量を第ll図に併せて示す。
 計算に当たっては、特に臨界事故の場合にその放出放射性物質の大部分を占める極 短半減期核種の、風下方向への時間減退による効果を無視している。
 したがって、実際には、遠方になるに従い実効線量がより小さくなる。
 万一の事故時においては、これらの核種が事故の形態に応じた割合で放出されるこ とになるが、この計算の結果は、極めて大量の放出量を想定しなければ5kmの地点に おいて実効線量が10mSvになることはないことを示しており、例えば臨界事故の場合 においては、硝酸ガドリニウム溶液の注入等の事故拡大防止対策がなんらないまま、 10²⁰fissionsを相当に上回るような事故規模にならなければこのような事態に至るこ とがないことを示している。

IV ．核燃料施設等のEPZについて

 核燃料施設等(加工施設、臨界量以上の核燃料物質を使用する使用施設、廃棄施設) については、放射性エアロゾルの放出を念頭にいれておく必要があるが、これについ ては再処理施設に係るEPZの考え方が参考となる。また、EPZの妥当性を検証す るために念のため臨界事故についても考慮することとするが、これらの施設で臨界事 故の発生の可能性を直ちに示すものではない。
これらの考え方を踏まえ、核燃料施設等のEPZについて施設の特質等に着目して 検討を行った。

1. 第12〜13図に、核燃料施設等についての、実効線量と風下距離の関係を示す。
    これらの図を求めるに当たっての放出条件としての放出高さは地上放出(Om) とし、放出継続時間は1時間とした。気象条件は、代表的に日本原子力研究所東海 研究所の気象観測資料をもとに、各距離毎に、方位毎の毎時刻の相対濃度を1年間 にわたって算出し小さい順番に累積してぺその累積出現頻度が97%に当たる相対濃 度のうち最大の濃度を与える気象条件を選定した。
    この放出条件及び気象条件を用い、代表的な核種として、濃縮度5%のウラン及 びプルトニウムについて、放出源から500m及び50mの距離において実効線量が10mS vとなる放出量を求めた。
    これらの拡散条件のパターンは試験研究炉の場合と同様、現実にはめったに遭遇 しない厳しいものである。
   
   (1)第12図は、濃縮度5%ウラン及びプルトニウムについて、500mの地点で実効線 量10mSvとなる放出量を示したものであり、濃縮度5%ウランの場合は15kgU、プ ルトニウムの場合は260mgPuとなる。
   
   (2)第13図は、濃縮度5%ウラン及びプルトニウムについて、50mの地点で実効線量 10mSvとなる放出量を示したものであり、濃縮度5%ウランの場合は280gU、プル トニウムの場合は4.7mgPuとなる。
   
    これらの結果は、EPZの外側において実効線量が10mSvとなるような放射性物質 の放出量は、安全審査における立地評価のための最大想定事故等の際に環境中に放 出される量を相当程度に上回る量でなければならないことを示している。

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2. 第14〜15図に、仮想的な臨界事故の影響の評価を示す。
   
   これらの図を求めるに当たって使用した条件は以下のとおりである。
   ○臨界事故の規模・態様
   ・総核分裂数:1019個:JCO東海事業所臨界事故の規模(2.5×1018Fission)を上 回るものであり、また米国においても臨界事故の影響を検証する際に用いられてい るものである(NRCRegulatoryGuide3.34及び3.35)。濃縮度5%ウランの溶液系 で発生したと仮定して、線源は臨界質量の体積である75リットル(60kgU)の球形と し、時間分布は初期バーストが0.5秒間に1.O×1018個、その後10分間隔でL9×1017 個の核分裂反応が47回発生して、8時間継続するものとする(NRCRegulatory Guide3.34の条件を使用)。
   
   ○施設からの放射線による被ばく
   ・考慮する被ばく:核分裂反応による中性子線、γ線、これらにより発生する二次γ 線について1cm線量を一次元Sn計算コードANISNで計算し求めた。
   ・遮へい・減衰条件:ウラン溶液、臨界事故が発生した設備等(ステンレス鋼厚さ3m mと設定)、施設内外の構造物等(施設遮へいだけでなく、周辺構造物等の効果も含 め、コンクリート厚さ30cm相当と設定)、空気中に含まれる平均的な水蒸気(1m3 当たり15g)による遮へい・減衰を考慮した。
   ○施設から放出される放射性プルームによる被ばく
   ・考慮する被ばく:核分裂生成物のうち、希ガス100%、ヨウ素25%が8時間のうちに 放出されると仮定する(同NRCRegulatoryGuide3.34)。
   ・放出条件:放出高さは地上放出(Om)とした。建屋内の換気率等を考慮して、施 設から放出されるまでの時間を10分間と設定し、その間の減衰を考慮した。
   ・気象条件:代表事例として、放射性物質の放出計算と同様、日本原子力研究所東海 研究所(茨城県東海村)の累積出現頻度97%を用いた。また、地上放出であるため、 建屋等の風下方向の投影面積(代表例として1,000�uの矩形と設定)による補正を行 った。
   
   (1)第14図は、施設からの放射線による外部全身線量と距離の関係を示したものであ る。
   
   (2)第15図は、施設からの放出された希ガス及びヨウ素による外部全身線量及び小児 甲状腺の等価線量を示したものである。

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    これらの結果は、施設から風下距離500mにおいて、外部全身線量についての防護対 策指標の下限値である10mSvを下回るが、小児甲状腺の等価線量についての防護対策 指標の下限値である100mSvを計算上は超え、120mSv程度となることを示している。
    しかしながら、これらの結果を求めるに当たっては、臨界事故の規模を総核分裂数 LO×10¹⁹個とし、施設から放出される放射性プルームによる被ばく量の計算では、核 分裂生成物のうちヨウ素25%が放出されると仮定するなど十分な余裕を持った仮想的 な臨界事故を仮定している。
    よって、ICRP1990年勧告の取り入れを踏まえても、従来の加工施設等のEPZのめ一 やすの距離である500mは、十分な余裕を持って定められた距離であり、変更の必要は ないものと考える。
    なお、JCO東海事業所臨界事故では、核分裂総数2.5×1018個、核分裂生成物のう ちヨウ素5%以下が施設内に放出された。
    廃棄施設においては、臨界事故の発生の可能性は考えられない。
   
   

3. 平成11年9月30日に発生したJCO東海事業所臨界事故は、我が国で初めて周辺 住民の避難や屋内退避等の対策が講じられた事故である。
    この臨界事故は、濃縮度18.8%の硝酸ウラニル溶液16.6kgUを形状管理されてい ない沈殿槽に注入した結果発生したものであり、この臨界による総核分裂数は2.5× 1018個と評価されている。
    この事故による周辺環境の影響について、大気中に放出された放射性物質(希ガ ス及ぴヨウ素)による影響は、周辺環境の中で最も大きな線量となる地点の実効線 量が0.1mSv程度と評価されており、また、臨界反応により生じた中性子線、ガンマ 線による放射線量が、臨界反応収束までの約20時問の積算で、80mの地点で92、Sv、 200mの地点で7-9mSv、500mの地点で0-29mSvと評価`されている。このことから、実 際の臨界事故の際には、周辺環境の建屋等が大きな遮へい効果を有し、上記の計算 結果以上に距離による低減が期待できると考えられる。
    なお、この事故では、核分裂によって生成した希ガス及びヨウ素は、環境にはほ とんど放出されず(希ガス約8×10】2Bq/h、ヨウ素約1×101]Bq/h)、沈殿槽のほか 施設内に止まっていたと推定されている。