【公開版】

提出年月日

令和２年５月 25 日 Ｒ７
日本原燃株式会社

Ｍ Ｏ Ｘ 燃 料 加 工 施 設 に お け る
新規制

基

準に対す

安全審査 整理資料

第３条：遮蔽等る

適合性

目 次

１章 基準適合性
１．基本方針１．１ 要求事項の整理
１．２ 要求事項に対する適合性
１．３ 規則への適合性
２．遮蔽等に係る設計方針
２．１ 放射線遮蔽に関する設計
３．直接線及びスカイシャイン線による公衆の線量評価結果
３．１ 評価方法の概要
３．２ 評価条件
３．３ 評価結果
３．４ 放射性物質の放出等に伴う公衆の線量評価結果

２章 補足説明資料

令和２年５月 25 日 Ｒ６

１章 基準適合性

１．基本方針
１．１ 要求事項の整理
遮蔽等について，加工施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下「事業許可基準規則」という。）とウラン・プルトニウ
ム混合酸化物燃料加工施設安全審査指針（以下「ＭＯＸ指針」という。
）の比較により，事業許可基準規則第３条において追加された要求事項を整理する。
（第１表）

１－１

第１表

事業許可基準規則第３条とＭＯＸ指針

事業許可基準規則
第３条（遮蔽等）安全機能を有する施設は、通常時において加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による工場等周辺の線量が十分に低減できるよう、遮蔽その他適切な措置を講じたものでなければならない。
１－２

（解釈）
１ 第１項において、線量評価の計算に当たっては、「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承）を参考とすること。

比較表（１／５）

ＭＯＸ指針
（指針２）
３．ＭＯＸ燃料加工施設からの放射線による外部被ばく
ＭＯＸ燃料加工施設からのガンマ線及び中性子線については、適切な方法により一般公衆の線量を計算し、合理的に達成できる限り低いものであることを確認すること。
（解説）
２．ＭＯＸ燃料加工施設からの放射線による外部被ばくの評価を行う際には、直接線及びスカイシャイン線による影響を考慮すること。

備考
変更無し

第１表

事業許可基準規則第３条とＭＯＸ指針

１－３

事業許可基準規則
第３条（遮蔽等）２ 安全機能を有する施設は、工場等内における放射線障害を防止する必要がある場合には、次に掲げるものでなければならない。
一 管理区域その他工場等内の人が立ち入る場所における線量を低減できるよう、遮蔽その他適切な措置を講じたものとすること。
（解釈）
２ 第２項第１号に規定する「管理区域その他工場等内の人が立ち入る場所」には、遮蔽設計の基準となる線量率を適切に設定するとともに、管理区域を線量率に応じて適切に区分すること。
また、放射線を遮蔽するための壁等に、開口部又は配管等の貫通部があるものに対しては、壁等の外側の線量率が遮蔽設計の基準となる線量率を満足するよう、必要に応じ、放射線漏えい防止措置が講じられていること。

比較表（２／５）

ＭＯＸ指針
（指針５）
１．ＭＯＸ燃料加工施設においては、放射線業務従事者の放射線被ばくを低減するという目的のために必要な箇所に放射線遮へいを施すこと。
２．放射線業務従事者が立ち入る場所については、必要に応じて施設内を区分し、その区分に応じて遮へい設計の基準となる線量率を適切に定めること。
（解説）
遮へい設計の基準となる線量率
は、放射線業務従事者の立入時間等を考慮して適切に定めること。この際、ＭＯＸ燃料の特徴に鑑み、ガンマ線及び中性子線による線量を考慮すること。

備考
変更無し

第１表

事業許可基準規則第３条とＭＯＸ指針

比較表（３／５）

事業許可基準規則
第３条（遮蔽等）

ＭＯＸ指針

（解釈）
３ 上記２の「遮蔽設計」とは、遮蔽計算に用いられる線源、遮蔽体の形状及び材質、計算誤差等を考慮し、十分な安全裕度を見込むこと。

（指針５）
３．遮へい設計に当たっては、遮へい計算に用いられる線源、遮へい体の形状及び材質、計算誤差等を考慮し、十分な安全裕度を見込むこと。

備考
前記のとおり

１－４

第１表

事業許可基準規則第３条とＭＯＸ指針

事業許可基準規則
第３条（遮蔽等）１－５（解釈）
４ 第２項第１号に規定する「線量を低減できるよう」とは、As Low As
Reasonably Achievable (ALARA) の考
え方の下、放射線業務従事者の作業性等を考慮して、遮蔽、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計をいう。

比較表（４／５）

ＭＯＸ指針
（指針５）
１．ＭＯＸ燃料加工施設においては、放射線業務従事者の放射線被ばくを低減するという目的のために必要な箇所に放射線遮へいを施すこと。
（指針４）
ＭＯＸ燃料加工施設は、以下の対策を講ずることにより、放射性物質を限定された区域に閉じ込める機能を有する設計であること。
１．ＭＯＸを非密封で取扱う設備・機器は、作業環境中にＭＯＸを飛散又は漏えいすることのないようにグローブボックスに収納すること。ただし、当該設備・機器がグローブボックスと同等の閉じ込め機能を有する場合は、この限りではない。

備考
前記のとおり第１表

事業許可基準規則第３条とＭＯＸ指針

事業許可基準規則
第３条（遮蔽等）１－６
二放射線業務従事者が設計基準事
故時において、迅速な対応をするために必要な操作ができるものとすること。

比較表（５／５）

ＭＯＸ指針
（つづき）
２．ＭＯＸを取扱う設備・機器を収納するグローブボックス及びグローブボックスと同等の閉じ込め機能を必要とする設備・機器、ウランを非密封で大量に取扱う設備・機器並びにこれらを収納する建物・構築物は、以下の事項を満足する換気設備を設けること。
記載なし

備考
前記のとおり追加要求事項１．２ 要求事項に対する適合性
周辺監視区域外の線量及び放射線業務従事者（以下「従事者」という。）の線量が，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「線量告示」という。
）に定められた線量限度を超えないことはもとより，公衆の線量及び従事者が立ち入る場所における線量を合理的に達成できる限り低くするため，以下の対策を講ずる。
(１)

平常時の直接線及びスカイシャイン線による工場等周辺の線量が十分に低減できるよう，遮蔽その他適切な措置を講じた設計とする。
(２)

従事者の立入時間等を考慮し，遮蔽設計の基準となる線量率を設定するとともに，管理区域を線量率に応じて適切に区分し，区分ごとの基準線量率を満足する設計とする。
(３)

放射線を遮蔽するための壁，床，天井に開口部又は貫通部があるものに対しては，遮蔽設計の基準となる線量率を満足するよう，必要に応じ，放射線漏えい防止措置を講ずる設計とする。
(４)

遮蔽設計に当たっては，設備・機器の核燃料物質の取扱量，核燃料物質中のプルトニウム富化度，核分裂生成物の含有率並びに子孫核種の寄与も考慮したプルトニウム及びウランの仕様を遮蔽設計上厳しい条件で設定するとともに，遮蔽体の形状及び材質を考慮して評価を行う。また，遮蔽計算においては，許認可において使用実績があり，信頼性のある計算コードを使用する。
(５)

管理区域その他ＭＯＸ燃料加工施設（以下「加工施設」という。）内の人が立ち入る場所における外部被ばく及び内部被ばく
１－７による線量を低減できるよう，従事者の作業性等を考慮し，適切に遮蔽及び機器を配置する設計とするとともに，遠隔操作を可能とし，放射性物質の漏えい防止対策及び換気を行うことにより，所要の放射線防護上の措置を講ずる設計とする。
(６) 設計基準事故時において，施設状態の監視等に必要な操作を行う制御室は，運転員がその場にとどまっても過度の放射線被ばくを受けない設計とする。
【補足説明資料１－１】

１－８

１．３ 規則への適合性
（遮蔽等）
第三条

安全機能を有する施設は，通常時において加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による工場等周辺の線量が十分に低減できるよう，遮蔽その他適切な措置を講じたものでなければならない。
２

安全機能を有する施設は，工場等内における放射線障害を防止する必要がある場合には，次に掲げるものでなければならない。
一

管理区域その他工場等内の人が立ち入る場所における線量を低減できるよう，遮蔽その他適切な措置を講じたものとすること。
二

放射線業務従事者が設計基準事故時において，迅速な対応をするために必要な操作ができるものとすること。

適合のための設計方針
第１項について安全機能を有する施設は，通常時において加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による周辺監視区域外の線量が合理的に達成できる限り低減できるよう，遮蔽設計を行う。
【補足説明資料１－１】
第２項について安全機能を有する施設は，工場等内における放射線障害を防止する必要がある場合には，次の方針に基づく。

１－９

第一号について安全機能を有する施設は，管理区域その他工場等内の人が立ち入る場所における線量を低減できるよう，以下の措置を講ずる。
(１) 遮蔽
管理区域その他加工施設内の人が立ち入る場所について
は，従事者の立入時間等を考慮し，遮蔽設計の基準となる線量率を適切に設定するとともに，管理区域を線量率に応じて適切に区分し，これを満足するように遮蔽設備を設ける。
また，開口部又は貫通部がある場合で，開口部又は貫通部により遮蔽設計の基準となる線量率を超えるおそれのある場合には，遮蔽設備等により放射線の漏えいを防止する設計とする。
遮蔽計算に当たっては，加工施設の特徴を考慮し，遮蔽設計上厳しい結果を与えるように計算する。
【補足説明資料１－１】(２) 遠隔操作
核燃料物質を取り扱う設備・機器は，制御室から遠隔又は自動で運転を行える設計とする。また，従事者がこれらの設備・機器の保守及び点検を行う際には，核燃料物質を設備・機器から一時保管設備又は貯蔵設備へ搬送できる設計とする。
【補足説明資料１－１】(３) 放射性物質の漏えい防止
放射性物質を限定された区域に適切に閉じ込めるために，系統，機器又はグローブボックスに放射性物質を閉じ込め，１－１０

漏えいした場合においても，工程室及び燃料加工建屋内に保持することができる設計とする。
【第４条閉じ込めの機能 整理資料】(４) 換気気体廃棄物の廃棄設備による排気により，建屋，工程室，グローブボックスの順に気圧が低くなるよう維持することにより，放射性物質が漏えいした場合における汚染の拡大を防止する設計とする。
【第４条閉じ込めの機能 整理資料】
第二号について安全機能を有する施設は，設計基準事故時において，放射線業務従事者が必要な操作ができる遮蔽設計とする。
【補足説明資料１－１】

１－１１

２．遮蔽等に係る設計方針
プルトニウムはウランに比べ，半減期が短く，α崩壊に伴う(α，n)反応及び自発核分裂の影響による中性子線の発生数もウランに比べ多く発生する。また，ガンマ線の発生数もウランに比べ多く，子孫核種の影響についても考慮する必要がある。
したがって，上記の特徴を踏まえ，加工施設で取り扱う核燃料物質からの放射線による被ばくを防止する観点から， ALARA の考えの下，公衆の線量及び従事者の線量が合理的に達成できる限り低くなるように遮蔽設計を行う。
２．１ 放射線遮蔽に関する設計(１) 基本的な考え方
加工施設の遮蔽設計は，周辺監視区域外の線量及び従事者の線量が，線量告示で定められた線量限度を超えないようにするとともに，公衆の線量及び従事者の立入場所における線量が，合理的に達成できる限り低くなるようにすることを基本とする。
このため，遮蔽設計として以下の対策を講ずる。
①

安全機能を有する施設は，通常時において加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による周辺監視区域外の線量が，線量告示で定められた線量限度を超えないようにするとともに，合理的に達成できる限り低くなるよう遮蔽その他適切な措置を講ずる。

②

安全機能を有する施設は，加工施設内における放射線障害を防止する必要がある場合には，管理区域その他加工施設内の人が立ち入る場所における線量を低減できるよう，遮蔽その他適切な措置を講ずる。
２－１

③

加工施設において，従事者が立ち入る場所については，従事者の立入時間等を考慮して，遮蔽設計の基準となる線量率を適切に設定するとともに，管理区域を線量率に応じて適切に区分し，これを満足するように遮蔽設備を設ける。

④

建屋壁遮蔽に開口部又は貫通部がある場合で，開口部又は貫通部により遮蔽設計の基準となる線量率を超えるおそれのある場合には，以下に示すような放射線の漏えいを防止するための措置を講じ，遮蔽設計の基準となる線量率を満足する設計とする。
ａ．建屋壁遮蔽を貫通する搬送路，ダクト，配管については，開口部及び貫通部が線源を直接見通さないような場所に設置する。
ｂ．建屋壁遮蔽の開口部及び貫通部には，遮蔽扉，遮蔽蓋又は補助遮蔽を設置する措置を講ずる。
⑤

遮蔽設計に用いる線源は，加工施設の特徴を考慮し，遮蔽設計上厳しい結果を与えるように設定する。
⑥

遮蔽計算においては，信頼性のある計算コードを用いるとともに，遮蔽等のモデルに安全裕度を見込む。
⑦

設計基準事故時において，インターロックにより運転員の操作を期待しなくても設計基準事故が進展しない設計とするとともに，施設状態の監視等に必要な操作を行う中央監視室，制御第１室及び制御第４室は，設計基準事故時に運転員がその場にとどまっても過度の被ばくを受けない設計とする。
(２) 遮蔽設計の基準となる線量率
従事者が立ち入る場所に対する遮蔽設計の基準となる線量率２－２

は，従事者の立入時間等を考慮して，以下のとおり設定する。
以下に示す立入時間又は作業時間は，毎週必ず立ち入る時間を示すものではなく，立入りに際しては線量当量率，作業に要する時間，個人の線量等を考慮する。遮蔽設計の基準となる線量率の区分を添５第２図に示す。
①

管理区域外に対する遮蔽設計の基準となる線量率は，2.6μSv/h とする。
②

管理区域内における遮蔽設計の基準となる線量率は，以下のとおりとする。
ａ．核燃料物質を取り扱う設備・機器を設置しない部屋は，以下のとおりとする。
(ａ) 制御室，廊下等においては，週 40 時間程度の立入時間を遮蔽設計上想定し，12.5μSv/h とする。
(ｂ) 現場監視第１室等においては，週 10 時間程度の立入時間を遮蔽設計上想定し，50μSv/h とする。
ｂ．核燃料物質を取り扱う設備・機器を設置する部屋は，以下のとおりとする。
(ａ)

粉末調整第１室，ペレット加工第１室，燃料棒加工第１室等は以下の設計を行う。
核燃料物質を取り扱う設備・機器は，制御室から遠隔又は自動で運転を行える設計とし，従事者がこれらの設備・機器の保守及び点検を行う際には，核燃料物質を設備・機器から一時保管設備又は貯蔵設備へ搬送できる設計とする。
このため，これらの設備・機器を設置する部屋の遮蔽設計の基準となる線量率は，一時保管設備及び貯蔵設備を線２－３

源とし，週 10 時間程度の作業時間を遮蔽設計上想定し，作業位置で 50μSv/h とする。
(ｂ)

分析第１室等においては，核燃料物質がグローブボックス内に存在した状態で，運転員が当該グローブボックスを介し，作業を行う。
このため，遮蔽設計の基準となる線量率は，グローブボックス内の核燃料物質を線源とし，週 10 時間程度の作業時間を遮蔽設計上想定し，作業位置で 50μSv/h とする。
(ｃ)

粉末一時保管室，燃料集合体貯蔵室等においては，従事者の通常作業を想定しないため，遮蔽設計の基準となる線量率を＞50μSv/h とする。
ただし，これらの部屋で作業する必要がある場合には，線量当量率の測定，線源の移動，作業時間の制限，放射線防護具の着用等の放射線被ばく管理を実施する。
(３) 遮蔽設備
加工施設には，敷地周辺の公衆又は従事者の被ばくを低減するため以下の遮蔽設備を設ける。
加工施設の遮蔽の主要設備の仕様を添５第２表に示す。
① 建屋壁遮蔽
建屋壁遮蔽は，建屋壁及びスラブで構成する構築物であり，工程室内，燃料集合体貯蔵室内等の核燃料物質からの放射線を低減するためのもので，コンクリートの遮蔽体で構成する。
② グローブボックス遮蔽
グローブボックス遮蔽は，グローブボックスに付設するものであり，グローブボックス内で取り扱う核燃料物質からの放射２－４線を低減するためのもので，含鉛メタクリル樹脂の遮蔽体で構成する。
③ 遮蔽扉及び遮蔽蓋
遮蔽扉及び遮蔽蓋は，建屋壁遮蔽の開口部に設置し，工程室内，燃料集合体貯蔵室内等の核燃料物質を取り扱う設備・機器からの放射線を低減するためのもので，コンクリート，ポリエチレン，ステンレス鋼又は鋼材の遮蔽体で構成する。
④ 補助遮蔽
補助遮蔽は，上記(３)①②③以外の遮蔽であり，核燃料物質を内蔵する設備・機器からの放射線を低減するためのもので，ポリエチレン，鉛，ステンレス鋼又は鋼材の遮蔽体で構成する。
(４) 遮蔽設計に用いる線源
遮蔽設計に用いる線源は，遮蔽設計上厳しい条件となるように以下のとおり設定する。
① 線源の仕様ａ．プルトニウム富化度
原料粉末受入工程の設備は 60％とし，粉末調整工程は設備に応じて 60％，33％又は 18％，ペレット加工工程の設備は18％，燃料棒加工工程の設備はＢＷＲ型の燃料棒 17％，ＰＷ
Ｒ型の燃料棒 18％，燃料集合体組立工程以降の設備については燃料集合体平均プルトニウム富化度でＢＷＲ型 11％，ＰＷ
Ｒ型 14％と設定する。
ｂ．プルトニウム及びウラン
原料ＭＯＸ粉末は再処理施設から受け入れるため，プルトニウム及びウランの仕様は，再処理施設で１日当たり再処理
２－５

する使用済燃料の仕様による。使用済燃料の遮蔽設計用の燃料仕様は以下のとおりである(１)(２)(３)(４)。
【補足説明資料２－１】

項目

範囲

照射前燃料濃縮最低 3.5％(注１)度
最高 ＢＷＲ型 40ＭＷ/t･Ｕpr(注２)
ＰＷＲ型 60ＭＷ/t･Ｕpr
比出力
最低 ＢＷＲ型 10ＭＷ/t･Ｕpr
ＰＷＲ型 10ＭＷ/t･Ｕpr
使用済燃料集合最高 45ＧＷd/t･Ｕpr
体平均燃焼度
原子炉停止時から 再 処 理 ま で の 最低 ４年
期間
注１ 質量百分率を示す。以下同じ。
注２t･Ｕprは，照射前金属ウラン換算質量を示す。以下同じ。

プルトニウム及びウランの仕様は，子孫核種の寄与も考慮して，ガンマ線又は中性子線について，遮蔽設計用の燃料仕様の範囲のうちそれぞれ最大の線量率又は最大の中性子発生数となる次の燃料仕様(５)から設定する。

２－６

ガンマ線

中性子線元素プルトニウムウラン

プルトニウム

燃料型式

ＰＷＲ

ＰＷＲ

ＢＷＲ

照射前燃料濃縮度

3.5％

3.5％

3.5％

比出力

60ＭＷ/t･Ｕpr

10ＭＷ/t･Ｕpr 10ＭＷ/t･Ｕpr

使用済燃料集合体
45ＧＷd/t･Ｕpr
平均燃焼度

45ＧＷd/t･Ｕpr 45ＧＷd/t･Ｕpr

原子炉停止時から４年再処理までの期間

10 年

４年

再処理施設におけ
18 年
る精製後の期間

10 年

30 年

ｃ．核分裂生成物等
原料ＭＯＸ粉末中に不純物として含まれる核分裂生成物の含有率は，ウラン１g･ＨＭ当たり 1.85×104Bq，プルトニウム１g･ＨＭ当たり 4.44×105Bq とし，ルテニウムとロジウムで代表する。
また，ウラン１g･ＨＭ当たりプルトニウム及びネプツニウムがそれぞれ 7500αdpm 含まれるものとする(14)。
② 線源強度ａ．ガンマ線
ガンマ線の線源強度は，①に基づき ORIGEN-2(６)コードにより設定する。
また，プルトニウム及びウランの子孫核種の寄与も考慮するため，最大の線量率となるように再処理施設での精製後の２－７

期間を設定する。
原料ＭＯＸ粉末のガンマ線エネルギースペクトルを添５第３表に示す。
ｂ．中性子線
中性子線の線源強度は，①に基づき ORIGEN-2 コードにより設定する。
また，プルトニウムの子孫核種の寄与も考慮するため，最大の中性子発生数となるように再処理施設での精製後の期間を設定する。
中性子線のエネルギースペクトルは，主要な発生源であるプルトニウム－239の中性子核分裂反応によって発生する中性子線のエネルギースペクトルとする。
(５) 線量率換算係数
ガンマ線線束から実効線量率への換算係数は，ICRP
Publication 74(51)によるガンマ線フルエンスから空気カーマへの換算係数及び「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成 12 年科学技術庁告示第５号）」に示された空気カーマから実効線量への換算係数から算出する。中性子線線束から実効線量率への換算係数は，「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成 12 年科学技術庁告示第５号）」に示された換算係数から算出する。

２－８

添５第２表加工施設の遮蔽の主要設備の仕様

主要設備
燃料加工建屋 外壁
工程室（貯蔵施設を囲む範囲）
燃料棒貯蔵室燃料集合体貯蔵室
貯蔵容器一時保管室仕様
材料
コンクリートコンクリート厚さ
約 120cm 以上
約 60cm 以上

コンクリートコンクリートコンクリート約 60cm 以上
約 30cm 以上
約 60cm 以上

２－9

添５第３表注１

原料ＭＯＸ粉末のガンマ線エネルギースペクトル
上限エネルギー（ＭeＶ）

スペクトル(注１)

2.0×10-2

5.44×10-1

3.0×10-2

2.88×10-2

4.5×10-2

3.06×10-3

7.0×10-2

4.23×10-1

1.0×10-1

5.33×10-4

1.5×10-1

4.81×10-4

3.0×10-1

1.84×10-4

4.5×10-1

3.59×10-5

7.0×10-1

2.04×10-5

1.0×100

5.05×10-6

1.5×100

8.58×10-7

2.0×100

4.01×10-7

2.5×100

5.38×10-8

3.0×100

2.49×10-6

4.0×100

7.51×10-9

6.0×100

2.82×10-9

8.0×100

3.16×10-10

1.1×101

3.59×10-11

全エネルギー群の合計が１となるように規格化した。

２ － 10添５第２図(１) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地下ピット階）
は核不拡散上の観点から公開できません。

２ － 11

添５第２図(２) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地下３階）

は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 12

添５第２図(３) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地下３階中２階）
は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 13

添５第２図(４) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地下２階）

は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 14

添５第２図(５) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地下１階）
は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 15

添５第２図(６) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地上１階）
は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 16

添５第２図(７) 遮蔽設計区分図（燃料加工建屋地上２階）
は核不拡散上の観点から公開できません。
２ － 17

３．直接線及びスカイシャイン線による公衆の線量評価結果
加工施設における燃料集合体の貯蔵等に起因するガンマ線及び中性子線による公衆の線量を評価する。なお，評価に当たっては，「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について（平成元年３月27日原子力安全委員会了承）」を参考とする。
３．１ 評価方法の概要
加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による公衆の線量の評価に当たっては，周辺監視区域境界において実効線量を計算し，評価する。
ガンマ線及び中性子線線源は，加工施設における放射性物質の最大貯蔵能力から設定し，実効線量は信頼性のある一次元輸送計算コード
ANISN(９)を用いて計算する。

３．２ 評価条件(１) 線源
線量の評価に用いる線源は，貯蔵施設及び廃棄施設のうち，燃料集合体貯蔵設備における燃料集合体の最大貯蔵能力を考慮して，燃料集合体貯蔵設備に貯蔵する燃料集合体貯蔵チャンネル内のＢＷＲ９×９型燃料集合体 880 体とする。
その他の貯蔵設備は，地下３階または地下２階に設置しており，設備を取り囲むコンクリート壁，建屋外壁等により，普通コンクリート180cm 以上の遮蔽を有している。したがって，燃料集合体貯蔵設備以外の貯蔵施設及び廃棄施設の線源については，その量，建屋内の配置及び床，壁等による減衰により，燃料集合体貯蔵設備からの線量に比べて小さく無視できる。
評価に用いる線源の組成及び線源強度は，「２．１(４) 遮蔽設計に３－１用いる線源」と同じとする。

(２) 評価地点
線量の評価地点は，周辺監視区域境界上とする。
(３) 評価方法
評価地点における放射線束の計算は，一次元輸送計算コード ANISN 及びJSD120 群ライブラリ(12)を用いて，直接線及びスカイシャイン線を一括して評価する。
評価においては，線源は球形状にモデル化し，また，遮蔽は燃料集合体貯蔵設備を取り囲むコンクリート壁等を考慮し，普通コンクリー
ト（密度 2.15g/cm3）150cm とする。
放射線束から実効線量への換算は，ガンマ線については国際放射線防護委員会の ICRP Publication 74(10)によるガンマ線の放射線束から空気カーマへの換算係数及び「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」（以下，「平成 12 年科学技術庁告示第５号」という。
）に定められた空気カーマから実効線量への換算係数を用い，中性子線については「平成12 年科学技術庁告示第５号」に定められた換算係数を用いる。

３．３ 評価結果
加工施設から周辺監視区域境界までの距離が最短（約 450ｍ）となる
南南西方向の周辺監視区域境界上の地点で評価した結果，直接線及びスカイシャイン線による公衆の実効線量は３×10-1μSv/y となる。実効線量が最大となる評価地点を添６第１図に示す。

３－２

３．４ 放射性物質の放出等に伴う公衆の線量評価結果
加工施設から放出される排気中及び排水中の放射性物質による公衆の線量は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」において定められた線量目標値（50μSv/y）を下回る。
加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による周辺監視区域境界における公衆の実効線量は，約３×10-1μSv/yであり，線量告示に定められた周辺監視区域外の線量限度（実効線量について１mSv/y）を下回る。ガンマ線による皮膚及び眼の水晶体の等価線量は，放射線束からの換算係数が実効線量とほぼ等しいため，実効線量と同等となる。また，中性子線による皮膚及び眼の水晶体の等価線量については，実効線量の限度が守られていれば皮膚及び眼の水晶体の限度を超えることはない(10)。これらのことより，皮膚及び眼の水晶体の等価線量についても線量告示に定められた周辺監視区域外の線量限度（皮膚の等価線量について50mSv/y，眼の水晶体の等価線量について15mSv/y）を下回る。
以上のように，平常時における加工施設から環境への放射性物質の放出等に伴う公衆の線量は，線量告示に定められた周辺監視区域外の線量限度を下回るとともに，合理的に達成できる限り低い。
なお，再処理施設及び廃棄物管理施設に起因する線量を考慮しても，公衆の線量は，線量告示に定められた周辺監視区域外の線量限度に比べ小さい。

３－３

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添６第１図

加工施設からの直接線及びスカイシャイン線による公衆の線量評価地点