資料1-2

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用施設等における保安規定の審査基準と保安規定の記載整理表

令和 5 年 4 月 18 日 面談
日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定使用（変更）許可と保安規定の記載整理表

令和 5 年 4 月 18 日 面談
日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）

第Ⅰ編

核燃料物質使用変更許可申請書の記載変更の妥当性

目的番号

使用の目的

（1）
（2）
（3）
（4）

新型炉燃料の再処理技術に関する研究
高レベル放射性廃液の処理・処分技術に関する研究
核燃料サイクル技術に関連する基礎研究
福島第一原子力発電所内で採取した 1F 燃料デブリ（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をいう。以下同じ。）の分析

・左記の使用変更許可に基づき、研究開発第 1 課長の職務に1F 燃料デブリの分析を追加す

共通編（総則及び放射線管理）（職 務）
第5条 使用施設等の保安に関する各職位と職務は、次のとおりとする。
(13)

研究開発第1課長は、CPFにおける再処理技術開発試験及び当該試験に用いる装置等を使用した核燃料サイクル技術に関連する基礎試験（以下「再処理試験等」という。）に係る業務、高レベル放射性廃液の処理・処分技術開発試験及び当該試験に用いる装置等を使用した核燃料サイクル技術に関連する基礎試験（以下「固化試験等」という。）に係る業務、福島第一原子力発電所内で採取した1F燃料デブリ（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をいう。以下同じ。）の分析に係る業務並びに液体廃棄物及び固体廃棄物の管理に係る業務を行うとともに、CPFの給排気設備、給排水設備、電気設備、警報設備及び消火設備の運転並びに管理に係る業務（ただし、運転課長及び放射線管理第1課長の所2．使用の目的及び方法

但し、上記目的は平和利用に限る。

掌するものは除く。）を行う。

Ⅰ－1区分るものであり、核燃料物質使用変更許可申請書との齟齬はない。

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）
第Ⅱ編

環境技術開発センターの管理

核燃料物質使用変更許可申請書の記載
核燃料物質使用変更許可申請書

変更の妥当性

高レベル放射性物質研究施設（使用の制限）添付書類 1第4条[3] 火災等による損傷の防止
・左記の使用変更許可に基づ
12．研究開発1課長は、1F燃料デブリを取扱う場合、延焼防止対策として金属等の不燃性 1.4 1F 燃料デブリに含まれる金属による火災防止対策
き、1F 燃料デブリに含まれる金容器内で取扱わなければならない。
1F 燃料デブリに含まれる物質の 1 つに金属が想定され、空気中の酸素と反応する可属の延焼防止対策として、金属能性がある。1F で使用されていた金属は、主に鉄、クロム、ニッケル、ジルコニウム等の不燃性容器内で取扱うこ等から構成されたものであり、これらの元素は、形状が粉体のときに常温で酸素と反とを明記する。
（貯蔵の制限）応する可能性がある。
第8条
本施設において取り扱う 1F 燃料デブリは少量であるが、化学的活性である可能性を
5．研究開発1課長は、1F燃料デブリを取扱う場合、延焼防止対策として金属等の不燃性考慮し、金属等の不燃性容器内で取り扱い、万一酸素との反応に起因して発火したと容器内で取扱わなければならない。
しても延焼を防ぐような対策を行う。

Ⅰ－1

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）

第Ⅱ－1－(1)－イ表
No.

123

取扱場所

CA-1セルCA-2セル

ピン貯蔵ピット（CA-2セル下部）

4CA-3セル

5CA-4セル6

セル内貯蔵施設（1）

核燃料物質の取扱制限量（CPF）
取扱制限量（注1）①燃料ピンの場合（注2）81本②燃料ピン被覆管に封入されていない燃料（③を除く）
220 g（Pu+233U+235U）③軽水炉及び「ふげん」の燃料 10 g（Pu+233U+235U）
ただし、①、②、③は同時に取り扱わない。
①燃料ピンの場合（注2）81本②燃料ピン被覆管に封入されていない燃料（③を除く）
220 g（Pu+233U+235U）③軽水炉及び「ふげん」の燃料 10 g（Pu+233U+235U）④1F燃料デブリ
1 g（Pu+U）（注3）
ただし、①と他の燃料（②、③及び④）は同時に取り扱わない 。 ま た 、 他 の 燃 料 （ ② 、 ③ 及 び ④ ） は 合 わ せ て 220 g（Pu+233U+235U）を超えない。
①燃料ピンの場合（注2）81本／基②不溶解性残渣の場合（注4） 220 g（Pu+233U+235U）／基③燃料ピン被覆管に封入されていない燃料（④を除く）
220 g（Pu+233U+235U）／基④軽水炉及び「ふげん」の燃料 10 g（Pu+233U+235U）／基⑤1F燃料デブリ
1 g（Pu+U）／4基（注3）
ただし、①と他の燃料（②、③、④及び⑤）は1基内に混在させない。また、他の燃料（②、③、④及び⑤）は合わせて220g（Pu+233U+235U）を超えない。
220 g（Pu+233U+235U）
ただし、
・軽水炉及び「ふげん」の燃料は10 g（Pu+233U+235U）
・1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
220 g（Pu+233U+235U）（注5）
ただし、・軽水炉及び「ふげん」の燃料は10 g（Pu+233U+235U）
・1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）

核燃料物質使用変更許可申請書の記載

本文
2．使用の目的及び方法
表-1 場所別使用の方法 （記載省略）
1F 燃料デブリの取扱場所を記載。

CA-5セル8セル内貯蔵施設（2）9CB-1,2,3,4,5ｾﾙ、物性評価ｾﾙ
及び固化体貯蔵ピット

10CA-2A、2B ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

11GA-8A、8B、8C、8D ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

12EPMA付属セル・左記の使用変更許可に基づ
き、1F 燃料デブリの取扱場所に取扱制限量を追加する。
・左記の使用変更許可に基づ

5．予定使用期間及び年間予定使用量（記載省略）
き、燃料ピン以外の核燃料物質
注釈に 1F 燃料デブリは、受け入れ試料全体の重量（1F で測定した重量）を燃料成分 について運用方法を変更する。
として取り扱うこと、及び、燃料成分（U、Pu）のみの重量として 1 g を取扱うことを ・左記の使用変更許可に基づ記載。
き、記載の適正化（表形式の見直し）を行う。
7．使用施設の位置、構造及び設備・左記の使用変更許可に基づ
7-3 使用施設の設備（記載省略）
き、1F 燃料デブリに含まれる金各設備（取扱場所）における 1F 燃料デブリの取扱制限量と燃料ピン以外の核燃料物 属の延焼防止対策として、金属質についての運用方法の変更を記載。
等の不燃性容器内で取扱うことを明記する。
添付書類 1[3] 火災等による損傷の防止
1.4 1F 燃料デブリに含まれる金属による火災防止対策（記載省略）
1F 燃料デブリに含まれる金属の延焼防止対策として、金属等の不燃性容器内で取扱うことを記載。

220 g（Pu+233U+235U）（注5）
220 g（Pu+233U+235U）（注6）7

変更の妥当性

ただし、・軽水炉及び「ふげん」の燃料は10 g（Pu+233U+235U）
・1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
220 g（Pu+233U+235U）（注6）
220 g（Pu+233U+235U）
220 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
220 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
10 g（Pu+233U+235U）

Ⅰ－2

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）

No.

取扱場所

13

GA-1A、1B ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

14

GA-3A、3B ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

15

GA-3E、3F、3G、3H ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

16

GA-3I、3J ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ17

GA-6 ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

18

GA-7A、7B ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

19

GA-9 ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ20

GA-10 ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

21

GB-3 ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

10 g（Pu+233U+235U）

22

HA-1Aフード16 mg（Pu+233U+235U）

23

HA-1Bフード16 mg（Pu+233U+235U）

24

HB-1Aフード16 mg（Pu+233U+235U）

25

HB-1Bフード16 mg（Pu+233U+235U）

26

HB-2フード

16 mg（Pu+233U+235U）

27

HA-2Aフード16 mg（Pu+233U+235U）

28

HA-2Bフード16 mg（Pu+233U+235U）

29

HA-11フード16 mg（Pu+233U+235U）

30

HA-12フード16 mg（Pu+233U+235U）

31

HA-13フード16 mg（Pu+233U+235U）

32

HA-14フード16 mg（Pu+233U+235U）

33

HA-15フード16 mg（Pu+233U+235U）

34

ウラン貯蔵庫（1基ごと）

35

プルトニウム貯蔵庫（1基ごと）

核燃料物質使用変更許可申請書の記載

取扱制限量（注1）
50 g（Pu+233U+235U）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）
10 g（Pu+233U+235U）
50 g（Pu+233U+235U）
ただし、1F燃料デブリは1 g（Pu+U）（注3）

350 g（235U）
220 g（Pu+233U+235U）（注1）上記表の取扱制限量と併せて、以下に示す合計量以下に管理する。
No.1～9の合計量：320 g(被覆管又は金属製容器に封入されていないプルトニウム量)No.10～21の合計量：200 g(被覆管又は金属製容器に封入されていないプルトニウム量)（注2）高速実験炉「常陽」の初期装荷用炉心燃料及び照射炉心燃料（特殊燃料を含む。）。「常陽」の特殊燃料の場合は1本を2本相当として管理。
（注3）施設の受入れ時には、受入れ試料全体の重量（1Fで測定した重量）を燃料成分として取扱う。
また、金属等の不燃容器内で取扱う。
（注4）不溶解性残渣は、全量をプルトニウムとみなして管理。
（注5）CA-4セル、セル内貯蔵施設（1）との合計量とする。
（注6）CA-5セル、セル内貯蔵施設（2）との合計量とする。

Ⅰ－3

変更の妥当性

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）

第Ⅱ－1－(1)－ロ表
D
制限値
（S）

核燃料物質使用変更許可申請書の記載

CPFにおける核燃料物質の主要核種組成に係る制限値

D= XPu238×KPu238+XPu239×KPu239+XPu240×KPu240+XPu241×KPu241+XPu242×KPu242+
XCe144×KCe144+XAm241×KAm241+XCm242×KCm242+XCm244×KCm244① 使用済燃料及び照射済燃料ピン：9.2×108② 1F燃料デブリ（ただし1F燃料デブリ1 gをPu 5 gとみなす）：
5.40×109③ ①、②以外（未照射MOXペレット等）：1.08×109

ﾊﾟﾗﾒｰﾀ定義

XPu238

Pu 1 gに含まれる238Pu重量（g）XPu239

Pu 1 gに含まれる239Pu重量（g）

XPu240

Pu 1 gに含まれる240Pu重量（g）

XPu241

Pu 1 gに含まれる241Pu重量（g）

XPu242

Pu 1 gに含まれる242Pu重量（g）

2．使用の目的及び方法*1 炉心燃料等の組成について、次式に従い求めた値(D)が制限値(S)以下であることを、他施設からの受入れ又はプルトニウム貯蔵庫からセル若しくはグローブボックスに移動する際に確認することとし、保安規定等に詳細な管理方法等を定めて実施する。ただし、被覆管又は金属製容器に封入され、セル又はグローブボックスで開封しない核燃料物質を移動する場合、及びプルトニウムの含有量が 20 mg 以下の核燃料物質、放射性物質、プルトニウムが含まれない未照射ウラン又は軽水炉燃料再処理廃液を、受入れ又は移動する場合を除く。また、1F 燃料デブリについては、1F 燃料デブリ 1 g をプルトニウム5 g とみなして取扱制限量以下に管理する。
①：使用済み燃料及び照射済燃料ピンの場合②：1F 燃料デブリ（ただし 1F 燃料デブリ 1 g を Pu 5 g とみなす）③：①及び②以外（未照射 MOX ペレット等）の場合

XCe144

Pu 1 gに含まれる Ce重量（g）

D：D=XPu238×KPu238+ XPu239×KPu239+ XPu240×KPu240+ XPu241×KPu241+ XPu242×KPu242+XCe144×KCe144+ XAm241×KAm241+ XCm242×KCm242+ XCm244×KCm244

XAm241

Pu 1 gに含まれる241Am重量（g）

S：① 9.2×108144② 5.40×109③ 1.08×109242

XCm242

Pu 1 gに含まれる Cm重量（g）

XCm244

Pu 1 gに含まれる244Cm重量（g）

係数

①の場合

②、③の場合KPu238

2.91×1010

2.91×1010

KPu239

1.15×108

1.15×108KPu240

4.19×108

4.19×108

KPu241

3.43×109

3.43×109

KPu242

7.03×106

7.03×106

KCe1445.85×108

4.24×109

KAm241

7.36×108

5.33×109

KCm242

8.79×101011KCm244

1.12×1010

6.37×10

変更の妥当性

ﾊﾟﾗﾒｰﾀXPu238
XPu239XPu240XPu241
XPu242
XCe144
XAm241
XCm242
XCm244定義
プルトニウム 1 g に含まれるプルトニウム-238 の重量(g)
プルトニウム 1 g に含まれるプルトニウム-239 の重量(g)
プルトニウム 1 g に含まれるプルトニウム-240 の重量(g)
プルトニウム 1 g に含まれるプルトニウム-241 の重量(g)
プルトニウム 1 g に含まれるプルトニウム-242 の重量(g)
プルトニウム 1 g に同伴するセリウム-144 の重量(g)
プルトニウム 1 g に同伴するアメリシウム-241 の重量(g)
プルトニウム 1 g に同伴するキュリウム-242 の重量(g)
プルトニウム 1 g に同伴するキュリウム-244 の重量(g)係数
KPu238
KPu239KPu240
KPu241
KPu242
KCe144
KAm241
KCm242
KCm244

8.09×1010

Ⅰ－4①
2.91×1010
1.15×108
4.19×108
3.43×109
7.03×106
5.85×108
7.36×108
8.79×1010
1.12×1010②、③2.91×1010
1.15×108
4.19×108
3.43×109
7.03×106
4.24×109
5.33×109
6.37×1011
8.09×1010

・左記の使用変更許可に基づ
き、1F 燃料デブリの受入れ等における組成の制限を追加する。

核燃料サイクル工学研究所 核燃料物質使用施設保安規定
使用（変更）許可と保安規定の記載整理表
核燃料物質使用施設保安規定変更箇所（変更後）

第Ⅱ－2－(2)表設

備

ピン貯蔵ピット（CA-2セル下部）

固化体貯蔵ピット（CB-3セル下部）

核燃料物質使用変更許可申請書の記載

CPFの最大貯蔵能力

最大貯蔵能力①燃料ピン（注1）81本／基②不溶解性残渣（注2）220 g（Pu+233U+235U）／基③燃料ピン被覆管に封入されていない燃料（④を除く）
220 g（Pu+233U+235U）／基④軽水炉及び「ふげん」の燃料10 g（Pu+233U+235U）／基⑤1F燃料デブリ（注3）
1 g（Pu+U）／4基
ただし、①と他の燃料（②、③、④及び⑤）は1基内に混在させない。また、他の燃料（②、③、④及び⑤）は合わせて220 g（Pu＋233U＋235U）を超えない。
ガラス固化体（注4）3体／基220 g（Pu+233U+235U）（注5）

基数

4基

16基

プルトニウム貯蔵庫（貯蔵室）

220 g（Pu+233U+235U）／基

24基
（注6）

ウラン貯蔵庫（貯蔵室）

350 g（235U）／基24基
（注6）

―

10基

220 g（Pu+233U+235U）（注7）―

220 g（Pu+233U+235U）（注8）―

天然ウラン、劣化ウ
ラン貯蔵庫
（貯蔵室）
セル内貯蔵施設（1）
セル内貯蔵施設（2）

変更の妥当性

本文・左記の使用変更許可に基づ
5．予定使用期間及び年間予定使用量（記載省略）
き、1F 燃料デブリの取扱場所に
注釈に 1F 燃料デブリは、受け入れ試料全体の重量（1F で測定した重量）を燃料成分 取扱制限量を追加する。
として取り扱うこと、及び、燃料成分（U、Pu）のみの重量として 1 g を取扱うことを ・左記の使用変更許可に基づ記載。
き、燃料ピン以外の核燃料物質について運用方法を変更する。
8．貯蔵施設の位置、構造及び設備・左記の使用変更許可に基づ
8-3 使用施設の設備（記載省略）
き、1F 燃料デブリに含まれる金ピン貯蔵ピット（CA-2 セル下部）における 1F 燃料デブリの最大貯蔵量と燃料ピン以 属の延焼防止対策として、金属外の核燃料物質についての運用方法の変更を記載。
等の不燃性容器内で取扱うことを明記する。
添付書類 1[3] 火災等による損傷の防止
1.4 1F 燃料デブリに含まれる金属による火災防止対策（記載省略）
1F 燃料デブリに含まれる金属の延焼防止対策として、金属等の不燃性容器内で取扱うことを記載。

（注1）高速実験炉「常陽」の初期装荷用炉心燃料及び照射炉心燃料（特殊燃料を含む。）。
「常陽」の特殊燃料の場合は1本を2本相当として管理。
（注2）不溶解性残渣は、全量プルトニウムとみなして管理。
（注3）施設の受入れ時には、受入れ試料全体の重量（1Fで測定した重量）をプルトニウムとして取扱う。また、金属等の不燃容器内で取扱う。
（注4）ガラス固化体1体の概略寸法：約8 cmφ×約60 cmH、約11 cmφ×約70 cmH（注5）CB-1～5セル、物性評価セル及び固化体貯蔵ピットの合計量（注6）各貯蔵庫（24基）間には相互干渉により危険が生じないよう31 cm以上の距離を確保して管理する。
（注7）CA-4セル使用設備との合計量（注8）CA-5セル使用設備との合計量

Ⅰ－5

保安規定に規定すべき事項の確認表（使用変更に伴う保安規定の変更）
使用施設保安規定変更認可申請の変更の背景（令和 5 年 3 月 13 日申請）

確認の観点及び妥当性（保安規定に規定すべき事項）

保安規定の該当箇所（保安規定の反映状況）(1) 第Ⅰ編 第 5 条（職務）第 13 項において、研究 ①職務及び組織
開発第 1 課長の職務に、1F 燃料デブリの分析に係る当該作業は再処理技術開発試験部研究開発第 1 課が実施する。当該課は第Ⅰ編第 4 条の組織に記載が 保安規定第Ⅰ編 第 4 条（変更なし）業務を追加する。
ある。また、当該作業については、第Ⅰ編第 5 条の職務に追加する。
保安規定第Ⅰ編 第 5 条（変更あり）(2) 第Ⅱ編 第 4 条（使用の制限）第 12 項に、1F 燃料デブリを不燃性容器内で取扱うことを追加する。
(3) 第Ⅱ編 第 8 条（貯蔵の制限）第 5 項に、1F 燃 ②使用施設等の操作核燃料物質等の使用等について留意事項は、第Ⅱ編第 1 条に記載のとおり、作業の安全の確保、使用 保安規定第Ⅱ編 第 1 条（変更なし）
料デブリを不燃性容器内で取扱うことを追加する。
(4) 第Ⅱ編 第Ⅱ－１－(1)－イ表において、1F 燃料 等に係る注意事項の掲示、使用者が作業の安全を確保し、注意事項を遵守することである。
デブリの取扱制限量を追加するとともに、燃料ピン以 核燃料物質等の使用等に当たっては、第Ⅱ編第 2 条のとおり、いかなる場合においても臨界に達しない 保安規定第Ⅱ編 第 2 条（変更なし）
外の核燃料物質（1F 燃料デブリを含む）についての運 よう管理しなければならない。今回の変更において、適切な臨界管理を行うため核燃料物質を使用する用方法を追加する。また、1F 燃料デブリの使用時の取 場合第Ⅱ編第Ⅱ－１－(1)－イ表において 1F 燃料デブリの取扱制限量を追加するとともに、燃料ピン以 第Ⅱ－１－(1)－イ表（変更あり）
扱方法に係る注釈を追加する。
(5) 第Ⅱ編 第Ⅱ－１－(1)－ロ表において、1F 燃料デブリの主要核種組成に係る制限値を追加する。
(6) 第Ⅱ編 第Ⅱ－２－(2)表において、1F 燃料デブリに係る最大貯蔵能力を追加する。また、1F 燃料デブリの貯蔵時の取扱方法に係る注釈を追加する。
(7) 記載の適正化を図る。

外の核燃料物質（1F 燃料デブリを含む）についての運用方法を追加する。また、1F 燃料デブリの使用時の取扱方法に係る注釈を追加する。
核燃料物質を使用する場合は、第Ⅱ編第 4 条のとおり、定められた制限を遵守する。遵守事項として、 保安規定第Ⅱ編 第 4 条（変更あり）
延焼防止を目的として 1F 燃料デブリを金属等の不燃性容器内で取扱うことを追加する。また、第Ⅱ－ 第Ⅱ－１－(1)－ロ表（変更あり）
１－(1)－ロ表において、1F 燃料デブリの主要核種組成に係る制限値を追加する。
フード又はパネルボックスを操作する場合は、第Ⅱ編第 5 条のとおり、高レベル放射性物質研究施設 保安規定第Ⅱ編 第 5 条（変更なし）の核燃料管理者は、セル、グローブボックス等を操作する者を放射線業務従事者の中から指定し、指定した者以外の者に操作させてはならない。
核燃料物質等の使用等を行う者は、第Ⅱ編第 6 条のとおり、事前に機器装置等の目的、機能及び操作 保安規定第Ⅱ編 第 6 条（変更なし）
手順を理解して操作するとともに、機器装置等の状態を正しく把握しなければならない。
核燃料物質を貯蔵する場合は、第Ⅱ編第 8 条のとおり、定められた制限を遵守する。遵守事項として、 保安規定第Ⅱ編 第 8 条（変更あり）
延焼防止を目的として 1F 燃料デブリを金属等の不燃性容器内で取扱うことを追加する。また、第Ⅱ－ 第Ⅱ－２－(2)表（変更あり）
２－(2)表において、1F 燃料デブリに係る最大貯蔵能力を追加する。また、1F 燃料デブリの貯蔵時の取扱方法に係る注釈を追加する。
従業員は、第Ⅱ編第 40 条のとおり、 使用施設等の安全又はユーティリティの供給に影響を及ぼすお 保安規定第Ⅱ編 第 40 条（変更なし）
それが生じた場合、若しくは火災警報、排風機運転以上警報等並びに排気モニタ、α線用空気モニタ及びβ線用空気モニタの警報設備が作動した場合は、直ちに使用施設内各課長等又は放射線管理第１課長に通報する。通報を受けた核燃料管理者等又は放射線管理第１課長は、直ちに原因を調査し、必要な措置を講ずるとともに、必要と認めた場合は担当部長に通報する。通報を受けた担当部長等は、必要な措置を講ずるとともに、環境技術開発センター長に通報し、核燃料取扱主務者に通知する。

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使用施設保安規定変更認可申請の変更の背景（令和 5 年 3 月 13 日申請）

確認の観点及び妥当性（保安規定に規定すべき事項）

保安規定の該当箇所（保安規定の反映状況）③ 管理区域等の設定等
線量告示第１条に定める管理区域に係る線量等の値を超え、又は超えるおそれのある区域が所長よ 保安規定第Ⅰ編 第 20 条（変更なし）
り、管理区域として指定される。ウラン廃棄物処理施設内には管理区域に指定された区域があり、当該作業は管理区域内で実施する。
あらかじめ定められた出入口から出入りすること、定められた個人線量計を着用すること等の管理区 保安規定第Ⅰ編 第 26 条（変更なし）
域の出入管理に係る遵守事項を遵守して作業を実施する。
④ 線量等の監視並びに汚染の除去
課長は、作業による線量が合理的に達成できる限り低くなるよう、放射線作業計画を作成し、その実 保安規定第Ⅰ編 第 28 条（変更なし）
施に当たっては、計画に記載した放射線防護措置を講じる。
課長は、放射線管理第１課長より管理区域に係る線量率等の測定結果で異常が認められたことに伴う 保安規定第Ⅰ編 第 30 条（変更なし）
通知を受けた場合、原因の究明、汚染の除去等の適切な措置を講じる。
課長は、予期しない汚染を床、壁等に発生させた場合又は発見した場合は、汚染拡大防止の応急措置 保安規定第Ⅰ編 第 31 条（変更なし）を講じるとともに、放射線管理第１課長に連絡し、放射線管理第１課長の指導・助言の元、除染が必要となった場合は、汚染の除去又は汚染の拡大防止措置等、放射線防護上の措置を講じるとともに部長に報告する。
⑤ 排気・排水監視設備
統括者は、排気設備からの放射性気体廃棄物の放出によって、周辺監視区域外における空気中の放射 保安規定第Ⅰ編 第 38 条（変更なし）
性物質の３か月間の平均濃度が、線量告示第８条第１項に定める基準を超えないように管理するとともに、その放出量が合理的に達成できる限り低くなるよう管理している。また、放射線管理第１課長は、排気中の放射性物質濃度を、排気モニタにより連続的に測定又は捕集試料により測定しており、排気中の放射性物質濃度が異常に高くなったとき、又は、そのおそれがあるときは、放射線管理部長に報告、放射線管理部長は、統括者にその原因の除去等、必要な措置を講ずるよう勧告するとともに、当該施設の核燃料取扱主務者に通知している。統括者は、この勧告を受けた場合は、必要な措置を講じなければならない。
統括者は、排水を周辺監視区域外に放出する場合は、線量告示第８条第１項に定める基準を超えない 保安規定第Ⅰ編 第 39 条（変更なし）
ように管理するとともに、その放出量が合理的に達成できる限り低くなるよう管理しなければならない。なお、排水を放出の際、核燃料管理者は、環境監視課長の承認を得た後、統括者の放出の許可を得なければならない。
⑥ 放射線測定器等統括者は、放射線管理部長が指定する放射線管理用機器を常備しなければならない。

保安規定第Ⅰ編 第 34 条（変更なし）⑦ 核燃料物質の運搬・貯蔵等
核燃料管理者は、核燃料物質等を周辺監視区域内で運搬する場合は、核燃料物質等の種類、数量及び 保安規定第Ⅰ編 第 36 条（変更なし）
性状に応じた容器を使用すること、定められた経路以外は運搬しないこと等の措置を講じなければならない。
⑧ 放射性廃棄物の廃棄2

使用施設保安規定変更認可申請の変更の背景（令和 5 年 3 月 13 日申請）

確認の観点及び妥当性（保安規定に規定すべき事項）

保安規定の該当箇所（保安規定の反映状況）

放射性気体及び放射性液体廃棄物の廃棄については、上記⑤に記載のとおり。
保安規定第Ⅰ編 第 40 条の 2（変更なし）
放射性固体廃棄物を廃棄する場合は、廃棄物容器に封入し、所定の表示を行う。なお、当該容器が可燃性の場合は、可燃性の容器を金属製容器又は金属製保管庫に収納する。放射性固体廃棄物を保管する場
合は、廃棄施設に保管する。
⑨ 非常時の措置
従業員は、非常事態が発生し、又は発生するおそれがあると認めた場合は、応急の措置を行うととも 保安規定第Ⅰ編 第 45 条（変更なし）に、担当課長に通報を行わなければならない。担当課長は、この通報を受け、その状況が非常事態に該当し、又は非常事態に発展するおそれがあると判断した場合は、直ちに非常事態を防止し、又は非常事態の拡大を防止するために必要な措置（従業員以外の者に対する避難指示等を含む。）を講ずるとともに、通報連絡責任者に通報しなければならない。
⑩ 事故に係る保全
所長は、非常事態に備え、災害の発生又は拡大防止を図るための組織及びその要員をあらかじめ定め 保安規定第Ⅰ編 第 42 条（変更なし）ておかなければならない。
所長は、 前条に定める組織が活動するにあたって必要な放射線防護用機材、通信連絡機器等をあら 保安規定第Ⅰ編 第 43 条（変更なし）
かじめ準備しておかなければならない。
所長は、非常事態が発生したときの機構内部及び外部関係機関への通報連絡系統をあらかじめ定めて 保安規定第Ⅰ編 第 44 条（変更なし）おかなければならない。
⑪ 記録及び報告統括者、放射線管理部長、保安管理部長及び工務技術部長は、その所掌する業務に関し、第Ⅰ－12 表 保安規定第Ⅰ編 第 50 条（変更なし）に定める事項について記録し、保管させなければならない。
核燃料取扱主務者は、第Ⅰ－12 表に定める記録のうち使用施設等の保安の監督を行うために必要な 保安規定第Ⅰ編 第 51 条（変更なし）
記録を検閲しなければならない。
所長は、核燃料物質の盗取又は所在不明が生じたとき、使用施設等の故障があった場合において、当 保安規定第Ⅰ編 第 52 条（変更なし）
該故障に係る修理のため特別の措置を必要とする場合であって、核燃料物質の使用等に支障を及ぼしたとき等の事項に該当する場合（そのおそれがある場合を含む。）は、直ちに理事長に報告しなければならない。また、理事長に報告した後、速やかに事故の発生日時、場所、状況及び発生に際して採った処置等の事項を明らかにした報告書を作成し、研究所担当理事の確認を受けた後に、理事長に報告しなければならない。
⑫ 施設管理理事長は、使用施設等が原子炉等規制法第 52 条第１項又は第 55 条第１項の許可を受けたところによ 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の２（変更なし）るものであり、かつ、原子炉等規制法第 55 条の２第２項第２号の技術上の基準に適合する性能を有するよう、これを設置し、及び維持するため、施設管理方針を定めなければならない。
所長は、前条の規定により定められた施設管理方針に従って達成すべき研究所の施設管理目標を定め 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の３（変更なし）なければならない。それを受け、統括者、放射線管理部長及び工務技術部長は、第１項の研究所の施設管理目標を踏まえ、達成すべき施設管理目標を定めなければならない。
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使用施設保安規定変更認可申請の変更の背景（令和 5 年 3 月 13 日申請）

確認の観点及び妥当性（保安規定に規定すべき事項）

保安規定の該当箇所（保安規定の反映状況）

統括者、放射線管理部長及び工務技術部長は、施設管理目標を達成するため、所掌する設備・機器に 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の４（変更なし）ついて、施設管理実施計画を策定しなければならない。また、統括者、放射線管理部長及び工務技術部長は、所掌する設備・機器について、設備保全整理表及び検査要否整理表を策定しなければならない。
核燃料管理者（環境・計画管理課長を除く。）、施設運転管理者、放射線管理部内各課長及び運転課長 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の５（変更なし）
は、所掌する設備・機器について、施設管理実施計画、設備保全整理表及び検査要否整理表に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
統括者、放射線管理部長及び工務技術部長は、所掌する設備・機器について、保全活動（工事、巡視、 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の６（変更なし）
点検及び検査に関する事項に限る。）の有効性評価を年１回及び必要に応じて行い、必要と認める場合には改善を行わなければならない。
独立検査組織は、施設管理に関する定期的な検査を実施するに当たり、検査計画書及び検査要領書を 保安規定第Ⅰ編 第 12 条の７（変更なし）策定しなければならない。また、検査計画書及び検査要領書に従い検査を実施し、検査成績書を取りまとめ、核燃料取扱主務者の確認を得なければならない。
⑬ その他保安に関する事項
使用施設内各課長、放射線管理部内各課長及び工務技術部内各課長は、東海村において震度４以上の 保安規定第Ⅰ編 第 47 条の２（変更なし）
地震の発生が確認された場合、台風又は竜巻の襲来があった場合は、所掌する使用施設等について点検し、異常がないことを確認しなければならない。また、所掌する施設、設備等において火災が発生した
場合は、初期消火及び延焼防止を図るとともに、被害状況を確認しなければならない。なお、地震点検及び火災時の被害状況の確認の結果、必要があると認めた場合は、上記⑨に定める措置を講じなければならない。
所長は、上記⑨に基づく通報を受けた場合において、原災法に基づく事象に該当すると判断した場合 保安規定第Ⅰ編 第 48 条（変更なし）
は、直ちに研究所に防災体制を発令しなければならない。
原災法に基づく事象が発生した場合は、本規定によらず、原子力事業者防災業務計画に基づき措置す 保安規定第Ⅰ編 第 49 条（変更なし）るものとする。

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