日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 保安管理部
令和４年２月２８日
原子力科学研究所
核燃料物質使用施設等保安規定の変更認可申請の予定について
１．核燃料物質使用施設等保安規定について、以下の変更内容で準備を進めている。
No.
１

概 要
全編及び共通編に係る変更

該当する編

備考

第１編～第 12 編

添付１

第７編

添付２

第 10 編

添付３

第３編

添付４

第９編

添付５

・品質マネジメント活動のプロセスの一部として実施している施設管理の有効性評価について明確化する。
・施設管理に関する文書等の作成に係る要領を策定する。
・これまでの運用の実績を踏まえて「施設管理実施計画等の策定」、「保全活動の実施」等に係る記載の適正化を図る。
・東海第二発電所の工事進捗に合わせた周辺監視区域図の変更を行う。
２

燃料試験施設の管理に係る変更
・１Ｆ燃料デブリ取扱いに係る記載の追加
・セル貯蔵設備の貯蔵エリアの一部見直し

３

バックエンド研究施設の管理に係る変更
・分析室(Ｉ)の核燃料物質使用施設への追加
・１Ｆ燃料デブリの取扱いの追加
・アイソレーションルーム(Ⅰ)内貯蔵施設の設置
・実験室(Ⅶ)-1 及び(Ⅶ)-2 への固体封入試料の追加
・極低レベル廃液貯槽液位の警報設定値変更

４

廃棄物処理場の管理に係る変更・圧縮処理施設の気体廃棄設備に係る記載の削除。
・液体処理場の低レベル廃液貯槽（No.1～6）に係る記載の削除

５

ＮＳＲＲの管理に係る変更
・Ⅰ-T 型カプセルの管理に係る記載の追加

２．申請時期について現在申請している核燃料物質使用施設等保安規定が認可後、速やかに申請を行う。

添付１

全編及び共通編に係る変更について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 保安管理部

該当編：２～１２編①施設管理の有効性評価の明確化（原子炉施設及び廃棄物埋設施設保安規定共通の変更）【対応方針】
新たな条を設け、施設管理の有効性評価の明確化を図る。

【保安規定への追記案】（施設管理の有効性評価及び改善）・部長は、施設（本体施設、特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性をそれぞれ評価し、施設管理が有効に機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
・部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

１

該当編：１編（総則）②施設管理に関する文書等の作成に係る要領を策定（原子炉施設及び廃棄物埋設施設保安規定共通の変更）【対応方針】
保全文書の策定に係る要領の追加する。

【保安規定への追記案】
・品質マネジメントシステム文書に追加する。
「（案）原子力科学研究所保全文書策定要領」

２

該当編：２～１２編③施設管理実施計画の策定に係る記載の適正化（原子炉施設及び廃棄物埋設施設保安規定共通の変更）【対応方針】「設備保全整理表」及び「検査要否整理表」の記載を削除する。

【削除の理由】「施設管理実施計画」の策定に伴い使用施設等の工事の方法及び時期に関する事項、使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期に関する事項について、設備・機器単位で整理した「設備保全整理表」にて定めている。また、使用施設等の検査の方法に関する事項について、技術基準規則の条項単位で整理した「検査要否整理表」に定めている。
これまでの運用の実績を踏まえると「設備保全整理表」及び「検査要否整理表」
は個々に運用することもなく「施設管理実施計画」に含まれる運用をしているものであるため削除を行う。なお、 「設備保全整理表」及び「検査要否整理表」については下部規程にて定義を行い運用する。
３

該当編：１編（総則）①東海第二発電所の工事進捗に合わせた周辺監視区
域図の変更（原子炉施設保安規定共通の変更）【対象区域】
防潮堤北部西側区間【変更理由】
防潮堤の設置に伴う変更

４

添付２

第７編（燃料試験施設の管理）に係る変更について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 臨界ホット試験技術部
1１．変更の概要（燃料試験施設固有の変更）① 令和3年3⽉30⽇付け原規規発第21033017号をもって許可された核燃料物質使⽤変更許可申請（１Ｆ燃料デブリ取扱い）の反映② セル貯蔵設備のうち、βγコンクリートNo.5セルの貯蔵エリアの配置の変更③ 記載の適正化（「しゃへい」を漢字表記とする。）

2

２．変更の内容①（１Ｆ燃料デブリ取扱いの追加）【対応⽅針】• 「１Ｆ燃料デブリ」の定義を追記する。
• １Ｆ燃料デブリの取扱量は、使⽤済燃料及び１Ｆ汚染物との合算の取扱量が既許可の最⼤取扱量を超えないよう管理する。
【保安規定への追記案】（使⽤施設の使⽤上の制限）• 実⽤燃料試験課⻑は、東京電⼒ホールディングス(株)福島第⼀原⼦⼒発電所から受⼊れた試料（⼟壌、⽡礫及び植物）、原⼦炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（⾦属材料、有機材料及び⽡礫）及び汚染⽔の処理設備の試料（構造物、吸着材、汚染⽔処理に伴う⼆次廃棄物）（以下「１Ｆ汚染物」という。）並
びに同発電所内で採取した溶融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。）を使⽤する場合は、各使⽤場所内の１Ｆ汚染物の放射能量と使⽤済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、別表第１に掲げる最⼤取扱量を超えて使⽤してはならない。

3２．変更の内容①（１Ｆ燃料デブリ取扱いの追加）【対応⽅針】• １Ｆ燃料デブリは、使⽤済燃料として扱い、既許可の年間予定使⽤量内で取り扱うとともに、１Ｆ燃料デブリ単独での年間予定使⽤量内で取り扱う。
【保安規定への追記案】（使⽤等の制限）• 実⽤燃料試験課⻑は、核燃料物質⼜は１Ｆ汚染物の受⼊れ、払出し及び廃棄をしようとするときは、次の各号に掲げるところにより、法第52条の規定により許可を受けた年間予定使⽤量（以下「年間予定使⽤量」という。）を超えないようにして⾏わなければならない。
(1) いかなる時点においても、受け⼊れようとする核燃料物質の量と在庫量との和が年間予定使⽤量（最⼤存在量）を超えないこと。また、受け⼊れようとする１Ｆ汚染物の放射能量と１Ｆ汚染物の在庫量（放射能量）と使⽤済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の在庫量（放射能量）との和が年間予定使⽤量（最⼤存在量）を超えないこと。
(2) １年間に受⼊れ、払出し及び廃棄をしようとする核燃料物質の量が年間予定使⽤量（延べ取扱量）を超えないこと。また、１年間に受⼊れ、払出し及び廃棄をしようとする１Ｆ汚染物の放射能量と使⽤済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が年間予定使⽤量（延べ取扱量）を超えないこと。

4

２．変更の内容①（１Ｆ燃料デブリ取扱いの追加）【保安規定への追記案】（貯蔵）• 実⽤燃料試験課⻑は、１Ｆ汚染物を貯蔵するときは、別表第９−１に掲げる貯蔵施設で⾏うこと。また、設備内の１Ｆ汚染物の放射能量と使⽤済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が同表に掲げる最⼤収納量を超えて貯蔵してはならない。
【保安規定への追記案】• 別表第８（核燃料物質の年間予定使⽤量）の「照射済核燃料物質」において、「使⽤済燃料」の記載を「使⽤済燃料（うち１Ｆ燃料デブリの年間予定使⽤量）」に変更するとともに、当該項⽬の「最⼤存在量」及び「延べ取扱量」の欄に括弧書きで１Ｆ燃料デブリの年間予定使⽤量（核燃料物質使⽤変更許可申請書の数値）を追記する。

5

２．変更の内容①（１Ｆ燃料デブリ取扱いの追加）【対応⽅針】• １Ｆ燃料デブリは、使⽤済燃料の試料として扱い、既許可の核的制限値内で取り扱う。
【保安規定への追記案】（使⽤施設の核的制限値）（貯蔵施設の核的制限値）（以下は新旧対照表より⼀部のみ抜粋）
場所

Βγコンクリート
No.1セルNo.2セル
No.3セルの各セル

形態

核的制限値

燃料集合体

（省略）

燃料棒

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下・むつ使⽤済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下

試料（１Ｆ燃料デブリ）
キャプセル燃料（省略）

燃料集合体、燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
燃料集合体を貯蔵中のセルにおいては、燃料集合体は使⽤しない。
同⼀セルにおいて使⽤及び貯蔵を⾏う場合には、使⽤及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
6

３．変更の内容②（貯蔵エリアの一部変更）• 遠隔操作時の利便性向上のため、セル内貯蔵エリアの配置を変更する。

7

添付３

第10編（バックエンド研究施設の管理）に係る変更について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 臨界ホット試験技術部

変更の概要（バックエンド研究施設固有の変更）【変更に至る背景と概要】
バックエンド研究施設は、プルトニウム、濃縮ウラン、使用済燃料等の核燃料物質をセル、グローブボックス、フード等において取り扱う研究施設である。研究開発の進捗に伴い、令和３年12月までに許可を受けた事項について、保安規定に反映させる。
【主な変更内容】① 分析室(Ｉ)の核燃料物質使用施設への追加② １Ｆ燃料デブリの取扱いの追加③ アイソレーションルーム(Ⅰ)内貯蔵施設の設置④ 実験室(Ⅶ)-1及び(Ⅶ)-2への固体封入試料の追加⑤ 極低レベル廃液貯槽液位の警報設定値変更①分析室(Ｉ)の核燃料物質使⽤施設への追加
NUCEF実験棟B 2Fに位置する「分析室（Ⅰ）」について、バックエンド研究施設への追加に関する許可（令和２年５⽉１⽇及び令和３年12⽉１⽇付け許可）の反映を⾏う。

バックエンド研究施設に追加する設備
・グローブボックス15基
・フード3基・分析室（Ⅰ）・放射線測定機器
それぞれに最⼤取扱量を設定

②１Ｆ燃料デブリの取扱いの追加
１F燃料デブリ取扱いに関する許可（令和３年３⽉30⽇及び令和３年12⽉１⽇付け許可）の反映を⾏う。
・コンクリートセル：2基・グローブボックス：30基
・フード：14基
・実験室等：5部屋・アイソレーションルーム（Ⅰ）内
貯蔵施設

１F燃料デブリを取扱う設備について、１F燃料デブリに関する記載を追加する。
・使⽤施設の使⽤上の制限
・使⽤等の制限・貯蔵・最⼤取扱量、年間予定使⽤量及び最⼤貯蔵量（既許可の使⽤済燃料の範疇であることの明記）

③アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設の設置
アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設に関する許可（令和３年３⽉30⽇及び令和３年12⽉１⽇付け許可）の反映を⾏う。

貯蔵箱（カタログ品）

バックエンド研究施設の貯蔵施設へ、アイソレーションルーム
（Ⅰ）内貯蔵施設を追加（貯蔵箱2基設置）

④実験室(Ⅶ)-1及び(Ⅶ)-2への固体封⼊試料の追加
実験室(Ⅶ)-1及び(Ⅶ)-2への固体封⼊試料の追加に関する許可（令和３年12⽉１⽇付け許可）の反映を⾏う。

固体封⼊試料に関する記載を追加

⑤極低レベル廃液貯槽液位の警報設定値変更
極低レベル廃液貯槽について、 STACY施設（原⼦炉施設）の内部溢⽔対応に伴い、 当該貯槽における貯留可能量を制限するため、警報設定値を変更する。
（極低レベル廃液貯槽はSTACY施設と共⽤する設備のため。）

添付４

放射性廃棄物処理場の管理に係る変更について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 バックエンド技術部

【変更に係る背景と概要】
放射性廃棄物処理場の廃止措置として、以下のとおり、圧縮処理施設及び液体処理場の設備の一部撤去を行ったことから、当該設備に係る記載の削除を行う。
・圧縮処理施設：気体廃棄設備（令和3年9月～令和4年1月）
・液体処理場 ：低レベル廃液貯槽（No.1～6）（平成26年2月～令和3年6月）

【主な変更内容】
・圧縮処理施設の気体廃棄設備に係る記載の削除：別表第１の４
施

設

名

設

備等

・液体処理場の低レベル廃液貯槽（No.1～6）に係る記載の削除：別図（その２）の名

称

受 変 電 設 備
第１廃棄物処理棟
気体廃棄設備
受 変 電 設 備
常時閉第２廃棄物処理棟

気体廃棄設備（No.7,8）

空気圧縮設備
受 変 電 設 備
第３廃棄物処理棟

削除

第 1 種管理区域低レベル区域
発生廃棄物保管場所

削除

管理区域出入口

気体廃棄設備圧縮処理施設第 1 種管理区域

受入検査施設

低レベル廃液貯槽

常時閉

低レベル廃液貯槽

廃液格納庫（No.1～6）

気体廃棄設備
常時閉

受 変 電 設 備
固体廃棄物⼀時保管棟
液体処理場

受 変 電 設 備

受⼊検査施設

気体廃棄設備

低レベル蒸発処理装置

汚染検査室
機械室

気体廃棄設備常時閉

廃液貯槽・Ⅱ−１（No.5）建家

気体廃棄設備
受 変 電 設 備

液体処理建家（1 階）

凝集沈殿処理装置
液体処理建家
保管庫

シャッター
DN

中 レ ベ ル
蒸発処理装置分析室

液体処理建家

第２保管廃棄施設

シャッター

シャッター
居室

DN

固化装 置

DN
廃液貯槽
・Ⅱ－1
（No.4）

廃液貯槽・Ⅱ－1（No.5）

添付5

第9編 NSRRの管理に係る変更について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所 研究炉加速器技術部

申請の概要本申請は、核燃料物質使用施設等保安規定第9編 第5章キャプセル等の管理に係る別表に新型のⅠ－T型大気圧水カプセルを追加するものである。
当該カプセルは試験燃料の照射実験に供するものであり、令和3年度製作している。（R4.3完了予定）
なお、NSRRの照射カプセルは原子炉施設と共用の設備であり、当該カプセルは令和3年7月13日に設工認の認可を取得している。

1

変更の内容(1) 別表第16にⅠ－Ｔ型大気圧水カプセルを追加
第26条 NSRR管理課長は、試験燃料用カプセルを使用するときは、別表第16に掲げる点検を行わなければならない。
別表第16 試験燃料用カプセルの使用時の点検
試験燃料用カプセルの種類
Ｉ－Ｎ型大気圧水カプセル
Ｉ－Ｎ－Ｖ型大気圧水カプセル
Ｉ－Ｓ型大気圧水カプセル
Ｉ－Ｔ型大気圧水カプセル
Ⅲ型大気圧水カプセル
Ⅳ型大気圧水カプセル
Ｖ型大気圧水カプセル
Ⅶ型大気圧水カプセル
Ⅷ型大気圧水カプセル
Ｘ－Ｉ型大気圧水カプセル
Ｘ－Ⅱ型大気圧水カプセル
Ｘ－Ⅲ型大気圧水カプセル
Ｘ－IV型大気圧水カプセル
Ｘ－Ｖ型大気圧水カプセル
ＸＩ－Ｉ型大気圧水カプセル
ⅩⅠ－Ⅱ型大気圧水カプセル
ⅩⅡ－Ⅰ型大気圧水カプセル
Ｂ－Ⅰ型高圧水カプセル* 未使用カプセルの場合は除く。

点検の時期
組立前

組立後

点検項目ひん度

1) 外観点検2) 表面密度点検*
3) 寸法点検

使用のつど非破壊点検

変形が認められた
場合

漏えい点検

使用のつど

（省略）
2

変更の内容(2) 別表第17にⅠ－Ｔ型大気圧水カプセルを追加
第26条
２ NSRR管理課長は、別表第17に掲げる試験燃料用カプセルについて再使用前にそれぞれの管理目標値を超えていないことを確認しなければならない。
別表第17 試験燃料用カプセルの再使用点検の管理基準
試験燃料用カプセルの種類

点検項目

管理目標値

Ｉ－Ｓ型大気圧水カプセル
Ｉ－Ｔ型大気圧水カプセル
Ⅲ型大気圧水カプセル

組立前寸法点検

永久変形量0.2 ％Ⅶ型大気圧水カプセル
Ⅷ型大気圧水カプセル
Ｂ－Ⅰ型高圧水カプセル *組立前寸法点検

永久変形量１ ％* 未照射酸化ウラン燃料実験に使用した試験部容器に限る。

3

Ⅰ－T型大気圧水カプセルの概要
Ⅰ－T型大気圧水カプセルは、濃縮度20％未満の未照射酸化ウラン燃料を照射実験するためのものである。その構造は、一重構造であり、容器が試験燃料の破損に伴い発生する圧力に耐え、かつ、密封性を有する設計である。
 一重の気密性を有する未照射酸化ウラン燃料実験用カプセル
 試験部容器型式：上部フランジ円筒堅型
 試験部容器材質：ステンレス鋼
 試験部容器主要部寸法：長さ1,253 mm×外径200 mm
 試験部容器使用圧力：大気圧（初期条件）
 試験部容器使用温度：最高100 ℃
4