日本原子力研究開発機構大洗研究所(南地区)の核燃料物質使用変更許可申請等について
燃料材料試験施設におけるTMI-2燃料デブリの分析の追加等について

令和6年2月28日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所 燃料材料開発部
1

変更申請概要【TMI-2燃料デブリの分析の追加：AGF、FMF】
AGF及びFMFにて1F燃料デブリ分析技術の検証を目的として既許可の設備・装置を用いてTMI-2燃料デブリ分析を行うため、 TMI-2燃料デブリの分析に係る記載を追加する。

【使用を終了した設備に係る見直し：AGF、MMF-2】
AGFにて使用を終了した設備（No.14セル、No.15セル、No.16セル、No.17セル、No.18セル、除染装置、ターンテーブル装置、台車装置、コンベア装置（2式）、冷却水循環装置、L-1セル（L-1セル内ボックス含む。）、L-2セル（L-2セル内ボックス含む。）、ガス分析用グローブボックス、金属顕微鏡（2式）、試料密封装置、試料表面処理装置、研磨装置、FP放出移行試験装置、X線回折装置、融点測定装置
及び熱伝導測定装置）について、関連する記載を見直す。また、MMF-2にて使用を終了した設備（窒素ガス供給設備）について、関連する記載を見直す。

【保管廃棄施設の追加：AGF】
使用が終了した設備の解体、撤去に伴い発生する廃棄物を保管するため、地階資材室に保管廃棄施設４を追加する。

【気体廃棄物に係る記載の見直し：AGF、共通編】
AGFにてFP放出移行試験装置及び融点測定装置の使用を終了するため、第2排気筒から放出される気体廃棄物に係る放出量を見直す。放出量の見直しに伴い、共通編における被ばく評価を見直す。

2

1.TMI-2燃料デブリの分析の追加①
TMI-2燃料デブリ分析追加に伴い施設編構成を以下のように変更。
変更前
本文

本文別添1

本文別添添付1、
2

本文別添補足1、
2

添付1

添付2

添付4

添付3

1F燃料デブリ分析に係る使用方法等

変更後
本文

・TMI-2燃料デブリ分析の追加（AGF、FMF）

本文別添1

本文別添1添付1、2

本文別添1補足1、
2

TMI-2燃料デブリ分析に係る使用方法等の追加
・設備撤去（AGF、MMF-2）

本文別添1補足3、4

添付1

添付2

添付3

添付4

線量確認結果新規追加

TMI-2燃料デブリの分析の追加に伴い、新たに別添１の補足３及び補足４を追加する。
3

1.TMI-2燃料デブリの分析の追加②

TMI-2燃料デブリの分析に関して、以下の変更を行う。

AGF、FMF●本文 2.使用の目的及び方法
目的にTMI-2燃料デブリの分析を追加し、方法に1F燃料デブリと同様に取り扱うこと、詳細は別添1に示すことを追加●本文 5.予定使用期間及び年間予定使用量
注釈において、TMI-2燃料デブリを年間予定使用量に含めること、詳細は別添1の年間予定使用量に記載されていることを追加●本文 別添1
取扱いを1F燃料デブリと同様とすること、概要を補足資料3、線量確認結果を補足資料4に示すことを追加
・1.使用の方法（FMFのみ）
臨界に関して、立体角法に基づく中性子相互干渉の評価を追加→評価に際し、コンクリート厚さが30cm以上の場合には中性子相互干渉が起こらないが、FMFの除染セルとクリーンセル間の壁厚が30cm未満であるため、立体角法で中性子相互干渉の評価を行い、臨界に達しないことを確認した。
・2.核燃料物質の種類
TMI-2燃料デブリの化合物の名称、主な化学形、性状について追加
・3.年間予定使用量
TMI-2燃料デブリの年間予定使用量を追加
・4.使用済燃料の処分の方法
分析後の試料等について、払い出し元である原子力科学研究所に搬出する旨を追加●本文 別添1-補足資料3
TMI-2燃料デブリ分析の背景、安全設計方針等について追加→既許可の設備を用いるため、閉じ込め、火災等の安全対策への変更はなし。
●本文 別添1-補足資料4
TMI-2燃料デブリの取扱いに伴う各種線量確認結果を追加⇒TMI-2燃料デブリの取扱いに際し、人が立ち入る場所、管理区域境界、周辺監視区域境界に関して法令に定める線量4限度を下回ることを確認した。その他、安全上重要な施設に該当しないことを再確認した。

TMI-2燃料デブリ分析の背景
・福島第一原子力発電所の事故で生成した燃料デブリは、化学組成、ミクロ組織、密度等の各種物性値において不均質性を有する。
・採取された部位に応じて分析値に幅がある上、十分な量を分析できる状況ではなく、評価における不確かさに幅が生じる。
→組成・特性が燃料デブリにより近い試料を用いて分析工程の妥当性を確認することが分析精度を向上させる観点から重要。
TMI-2燃料デブリの形態を図-1に示す。

炉心上部
ルース
デブリ
炉心上部ルースデブリ

溶融プー
ルデブリ
下部ヘッ
ドデブリ
溶融プールデブリ破砕した、またはそのままの燃料ペレット、制御棒 上部構造や再固化した物質を含有。デブリのほとんどは、溶融した(U,Zr)O2を含む再固化した物質。溶融した純粋なUO2も含まれる。
セラミックスと金属との混合物、セラミック
スまたは金属の粒子が存在。
炉心の45％が溶融し、そのうち約19tが下部ヘッド上に流下。粒子は溶融したセラミック
ス(U,Zr)O2で、均質的で多孔質。

文献；
・J. M. Broughton et al., “A SCENARIO OF THE THREE MILE ISLAND UNIT 2 ACCIDENT”,
Nuclear Technology, 87 (1989) 34-53
・C. S. Olsen et al., “MATERIALS INTERACTIONS AND TEMPERATURES IN THE THREE MILE ISLAND
UNIT 2 CORE”, Nuclear Technology, 87 (1989) 57-94
・R. K. McCardell et al., “SUMMARY OF TMI-2 CORE SAMPLE EXAMINATIONS”, Nuclear Engineeringand Design, 118 (1990) 441-449
5・「溶融燃料の形態及び特性」JAEA,日本原子力学会,2012年
下部ヘッドデブリTMI-2燃料デブリ受け入れ後の分析作業フローについて
TMI-2燃料デブリの受入れ後は、別添 1-補足資料 1に示す1F燃料デブリと同様の分析作業フローにより取り扱う。
輸送時は所外輸送容器（キャスク）の使用を想定している。

別添 1-補足資料 1図-8より抜粋

別添 1-補足資料 1
図-7より抜粋

FIB：集束イオンビーム加工装置
TEM：透過型電子顕微鏡
SIMS：二次イオン質量分析計
ICP-MS：誘導結合プラズマ質量分析計

図—9 1F燃料デブリ分析に係る全体マテリアルフロー（抜粋）6

TMI-2燃料デブリの輸送容器からの取り出しについて
PVCバッグ
試料容器

鋼製容器
（1重目）

キャスクをクリーンセルに接続し、試料をセル内へ移動するタイミングでキャスクから取り出します。

試料容器

鋼製容器
（1重目）

クリーンセルから除染セルに容器を移動し、PVCバッグを開封します。

取り出し

取り出し

TMI-2燃料デブリ

試験セルにて、鋼製容器から試料入りの試料容器を取り出し、分析を行います。

別添 1-補足資料 1 図-7 キャスクの場合の 1F 燃料デブ
リ分析の作業内容及び安全対策（FMF）より抜粋

7

原子力科学研究所におけるTMI-2燃料デブリの分析に関する経緯
原子力科学研究所においてはTMI-2燃料デブリを原子炉で照射した核燃料物質（使用済燃料）として取り扱うこととし、1991年3月8日に燃料試験施設でTMI-2燃料デブリを受け入れた。現在、燃料試験施設（RFEF）、廃棄物安全試験施設（WASTEF）、バックエンド研究施設（BECKY）で取り扱っている。
当時の使用変更許可申請書
元安（核規）第721号 平成元年11月10日
2. 使用の目的
燃料試験施設（以下「本施設」という。）では、原子炉で照射した核燃料物質の照射後試験並びに未照射核燃料物質、照射済核燃料物質及び本施設で使用する各種施設に関する安全取扱技術の開発を行うことを目的とする。
3. 核燃料物質の種類
1 ウラン及びウラン化合物（劣化ウラン）
2 ウラン及びウラン化合物（天然ウラン）
3 ウラン及びウラン化合物（濃縮ウラン）
4 プルトニウム及びプルトニウム化合物
5 トリウム及びトリウム化合物
6 上記燃料の混合物

8

AGF

2-1.使用を終了した設備に係る見直し【AGF】

以下の使用を終了した設備について、記載の削除等の変更を行う。
【使用を終了した設備】〇セル関係・除染装置
・ターンテーブル装置
・台車装置
・コンベア装置（2式)・金属顕微鏡（2式）・試料密封装置
・試料表面処理装置
・研磨装置
・FP放出移行試験装置
・X線回折装置
・融点測定装置
・熱伝導測定装置
・冷却水循環装置
・L-1セル（L-1セル内ボックス含む。）
・L-2セル（L-2セル内ボックス含む。）【使用を終了した設備】〇グローブボックス関係
・ガス分析用グローブボックス

・No.14セル、No.15セル、No.16セル、No.17セル、No.18セル・グローブボックスの維持管理設備なし。

→

維持管理設備

上記設備の削除において、使用施設の安全設計（閉じ込め、遮蔽・被ばく、臨界等）に変更はない。
9ターンテーブル装置（動力部）、除染装置、台車装置の解体、撤去【立面図】

No.8セル【作業フロー】

No.9セル

当該装置における核燃料物質の使用実績なし。

ターンテーブル装置、除染装置、台車装置の汚染確認（解体前）
1F
B1F

除染装置

解体作業
【ターンテーブル装置】
動力部とテーブル部を切り離し、動力部について撤去【除染装置】
シャワー部フランジから切り離し、閉止フランジにより閉止【台車装置】台車装置解体

撤去設備の詳細汚染確認
ターンテーブル装置（動力部）

ターンテーブル装置（テーブル部）

台車装置

汚染あり

撤去対象
【安全対策】
・除染装置を切り離す際は、フランジバルブを閉止し、養生を施した上でフランジの切り離し、閉止処置を行う。
・解体作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを外しつつ、バンドソーやチップソー等の電動工具等を用いて解体を行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。

汚染なし

放射性廃棄物
放射性廃棄物でない廃棄物

10試料密封装置、試料表面処理装置、研磨装置の解体、撤去【立面図】
No.４セル

No.５セルセル内ボックス

セル内ボックス

1F【作業フロー】
試料（核燃料物質）を取り扱うセル内ボックスに設置されているため、汚染あり。

解体・除染作業・電源の切り離し・各装置の解体、除染、汚染部固定

セル内ボックスからバッグアウトにより搬出

試料表面処理装置

撤去対象

試料密封装置

研磨装置

放射性廃棄物【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。
11

X線回折装置、融点測定装置、熱伝導測定装置の解体、撤去【立面図】
No.15セル

No.16セル

No.18セル

セル内ボックス

セル内ボックス

セル内ボックス

1F【作業フロー】
試料（核燃料物質）を取り扱う各セル内ボックスに設置されているため、汚染あり。

解体・除染作業・電源の切り離し・各装置の解体、除染、汚染部固定

セル内ボックスからバッグアウトにより搬出

放射性廃棄物
X線回折装置

撤去対象

融点測定装置

熱伝導測定装置【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計
画書に基づき実施する。
12

冷却水循環装置の解体、撤去【作業フロー】【立面図】

No.14セル

No.15セル

No.16セル

No.18セル

セル内ボックス

セル内ボックス

セル内ボックス

セル内ボックス

FP放出移行
試験装置

X線回折装置

融点測定装置

熱伝導測定装置

試料（核燃料物質）を取り扱わない区域に設置。
セル内ボックスへ接続する配管等装置の一部に汚染の可能性あり。

冷却水循環装置の汚染確認（解体前）

1F
B1F

解体・除染作業・作業場所にグリーンハウスを設置
・電源の切り離し・装置の解体、除染、汚染部固定・撤去設備の詳細汚染確認
汚染あり

撤去対象

汚染なし

放射性廃棄物
放射性廃棄物でない廃棄物

冷却水循環装置(一例)【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。
13コンベア装置の解体、撤去【作業フロー】【平面図】

試料（核燃料物質）を取り扱う各セル内ボックスに設置されているため、汚染あり。

No.3-2セル

L-1セル

セル内ボックス

セル内ボックス金属顕微鏡

No.3-2セル内ボックスへ当該装置を引き抜き装置の解体、除染、汚染部固定

L-2セル
セル内ボックス
コンベア装置（2式）※

セル内ボックスからバッグアウトにより搬出

金属顕微鏡※コンベア装置
No.3-2セル-L-1セル間、No.3-2セル-L-2セル間において核燃料物質、資材などを移動させるための装置

撤去対象

放射性廃棄物【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。
14

金属顕微鏡の解体、撤去【平面図】
No.3-2セル
セル内ボックス

コンベア
ポート

L-1セル

撤去対象

金属顕微鏡

セル内ボックス

試料（核燃料物質）を取り扱う各セル内ボックスに設置されているため、汚染あり。

コンベアトンネル両端ポートを閉止し、セル内ボックスを切り離し

L-2セル
セル内ボックス【作業フロー】

金属顕微鏡

L-1セル及びL-2セルの前面にグリーンハウスを設置し、セル内ボックスを引き出しセル内ボックスからバッグアウトにより金属顕微鏡を搬出【立面図】
グリーンハウス
セル内ボックス金属顕微鏡

L-1セルorL-2セル

排気配管
ボックスをグリーンハウス内へ引き出し

セル内ボックス排気（排気第8系統）

放射性廃棄物【安全対策】
・セル内ボックスを引き出す際はグリーンハウスを設置する。作業中のグリーンハウス内の排気はセルの排気系統に継続する。
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書にセル排気15（排気第5系統） 基づき実施する。

L-1,L-2セル内ボックスの解体、撤去【立面図】
グリーンハウス【作業フロー】
試料（核燃料物質）を取り扱う各セル内ボックスであるため、汚染あり。

L-1セルorL-2セル閉止フランジ
セル内ボックスセル排気（排気第5系統）

セル内ボックス排気（排気第8系統）

排気配管
ボックスをグリーンハウス内へ引き出しコンベアトンネル両端ポートを閉止し、セル内ボックスを切り離し
L-1セル及びL-2セルの前面にグリーンハウスを設置し、セル内ボックスを引き出しボックス内を除染、汚染部固定

セル内ボックス解体中
撤去対象
セル内ボックス【安全対策】
・セル内ボックスを解体する際はグリーンハウスを設置する。除染後セル内ボックスと排気口の接続を切り離し、排気系統側をフランジで閉止する。解体作業中のグリーンハウス内の排気はセルの排気系統に継続する。
・解体作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを外しつつ、バンドソーやチップソー等の電動工具等を用いて行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。

セル内ボックスを排気系統から切り離し、解体、除染、汚染部固定

放射性廃棄物16

FP放出移行試験装置の解体、撤去【立面図】
ガス分析用グローブボックス
FP放出移行試験装置【作業フロー】●FP放出移行試験装置
試料（核燃料物質）を取り扱うセル内ボックスに設置されているため、汚染あり。

解体・除染作業・電源の切り離し・各装置の解体、除染、汚染部固定No.14セル
セル内ボックス

セル内ボックスからバッグアウトにより搬出

1F

放射性廃棄物

B1F
撤去対象
冷却水循環装置※冷却水循環装置の撤去方法はP13参照【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計
17
画書に基づき実施する。

ガス分析用グローブボックスの解体、撤去【立面図】【作業フロー】

No.14セル●ガス分析用グローブボックス
グリーンハウス

セル内ボックス

FP放出移行試験装置

ガス分析用
グローブボックス

試料（核燃料物質）を取り扱わない区域に設置。セル内ボックスへ接続する配管等装置の一部に汚染の可能性あり。

セルの前面にグリーンハウスを設置

ガス分析用グローブボックスの汚染確認（解体前）

撤去対象【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。

解体・除染作業・電源の切り離し・装置の解体、除染、汚染部固定・撤去設備の詳細汚染確認
汚染あり

放射性廃棄物

汚染なし

放射性廃棄物でない廃棄物
18

3.保管廃棄施設の追加【AGF、共通編】

AGF

2項の設備の使用終了、解体・撤去に伴い、発生する放射性廃棄物（解体物、作業資材）を保管するための保管廃棄施設4を新設する。
●本文 2.使用の目的及び方法
表2-1 場所別使用の方法 「地階資材室」の使用の方法に「放射性固体廃棄物の保管」を追加●本文 9. 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄施設の位置、構造及び設備保管廃棄施設4の位置、構造及び設備を追加
位置：地階資材室（図2 地階平面図に、保管廃棄施設4を追加）構造：鉄筋コンクリート耐震耐火構造
設備：金属製容器A（既許可と同様の容器）を保管●添付書類12.遮蔽
保管廃棄施設4の遮蔽能力に関する計算条件、計算方法及び評価結果を追加→ 保管廃棄施設4における実効線量は、既許可の保管廃棄施設の実効線量と同程度かそれよりも低い値であり、保管廃棄施設1～4における実効線量を合算しても、線量限度を下回ることを確認した。

19

保管廃棄施設4の遮蔽能力に関する線量評価

計算式：
線量率比C[-]＝実効線量率B[μSv/h]÷表面線量率A[μSv/h]
実効線量F[μSv]＝線量率比C[-]×実測値D[μSv/h]×評価時間E[h]○人が立ち入る場所※（保管廃棄施設4に人が立ち入った場合における実効線量評価）
・線源中心と評価点（人）の距離：50㎝
・全ての線源（固体廃棄物399個）から被ばくを受ける想定・評価時間は1時間・線量率比C：1.6×10-2、表面線量率の実測値D：4μSv/h（表2-4参照）

全ての線源(399個)から被ばくを受ける想定

人の配置

図2-10（抜粋）
図2-14（抜粋）※人が立ち入る場所については、以下の2つの区域に分けて管理しており、保管廃棄施設4（地階資材室）については、②として管理している区域である。そのため、放射性固体廃棄物の収納、取出し作業等でのみ一時的に立ち入る場所として評価している。
①放射線業務従事者が常時立入る区域
20②放射線業務従事者が一時的に立入る区域

保管廃棄施設4の遮蔽能力に関する線量評価

計算式：
線量率比C[-]＝実効線量率B[μSv/h]÷表面線量率A[μSv/h]
実効線量F[μSv]＝線量率比C[-]×実測値D[μSv/h]×評価時間E[h]○管理区域境界・同区画内の構造物等の障害物を考慮し、固体廃棄物を収納した保管容器を施設内の管理区域境界に可能な限り近い位置に配置
・線源と評価点の距離は、各々の線源中心と評価点の直線距離
・評価時間は500時間（3月）・線量率比C：7.4×10-6、表面線量率の実測値D：4μSv/h（表2-4参照）

d1～ｄ6の評価を合算して管理区域境界の 評価結果としている。

図2-10（抜粋）

図2-14（抜粋）21

保管廃棄施設4の遮蔽能力に関する線量評価

計算式：
線量率比C[-]＝実効線量率B[μSv/h]÷表面線量率A[μSv/h]
実効線量F[μSv]＝線量率比C[-]×実測値D[μSv/h]×評価時間E[h]○周辺監視区域境界
・保管廃棄施設4に収納する固体廃棄物の全数について周辺監視区域境界に対し最寄りとなる収納位置
・線源と評価点の距離は、各々の線源中心と評価点の最短距離・評価時間は8760時間（１年）
・保管廃棄施設4については線源が地階であり、地中における評価となるため対象外• 土壌部分を空気中と想定して評価した結果、現状の周辺監視区域境界の結果よりも1桁低い値であることを確認
済• 実際の評価では評価ライン（185m）が全て遮蔽物（建家壁及び土壌）によって遮蔽され、空気中での評価よりも線量が下がることから評価対象外
評価点
保管廃棄施設4土壌

保管廃棄施設4における周辺監視区域評価モデル

表2-5（抜粋）

図2-10（抜粋）

人が立ち入る場所(mSv/週)管理区域境界(mSv/3月)

周辺監視区域境界(mSv/年)

11.3

1

保管廃棄施設4

2.5×10-2

5.9×10-3（評価点d）

－(注2)

合計

1.0×10-1

7.6×10-1

5.0×10-4

線量限度等
(注1)

224.気体廃棄物に係る記載の見直し【AGF、共通編】

AGF

AGFにてFP放出移行試験装置及び融点測定装置の使用終了するため、第2排気筒から放出される気体廃棄物に係る放出量を見直す。放出量の見直しに伴い、共通編における被ばく評価を見直す。
【AGF】●添付書類122. 廃棄施設
22.1 気体廃棄物管理において、気体廃棄物放出量の見直し
・気体廃棄物を発生する作業から、融点測定、燃料からの FP 放出移行試験を削除
・第2排気筒から気体廃棄物を放出する主な作業を、MA試料等の作製に見直し
・第2排気筒からの気体廃棄物の放出量を見直し【共通編】●添付書類1
1.核燃料物質使用施設周辺の一般公衆の実効線量評価
・AGF の装置の使用終了に伴う気体廃棄物の放出量の見直し
・気体廃棄物の放出量の変更に起因する一般公衆の実効線量評価の見直し→ 一般公衆の実効線量評価は既許可の値を下回る

23

5.No.8セルの使用方法の見直し【AGF】

AGF

No.9セルへの放射性固体廃棄物の搬出入

No.9セル

搬出中間扉
No.8セル

搬入遮蔽扉
撮影方向

No.8セル遮蔽扉解放時

No.8セルとNo.9セルは中間扉で区切られた一つのエリアである。従来から、No.9セルには物品搬出入のための遮蔽扉がないため、No.8セルを介して物品の搬出入を行っている。
今回、No.8セルの主な使用の方法である「ボックス、ボックス内機器等の除染」に使用するための設備を解体撤去することから使用の方法の明確化のため、【表2-1 2）場所別使用の方法】について、以下のとおり変更する。
表2-1 2）場所別使用の方法
使用場所

使用の方法

使用場所

使用の方法

No.8セルボックス、ボックス内機器等の除染

No.8セル

放射性固体廃棄物の搬出入

No.9セル

放射性固体廃棄物の保管

No.9セル

放射性固体廃棄物の保管

24

6.使用を終了した設備に係る見直し【MMF-2】

MMF-2

窒素ガス供給設備は、試料に付着したナトリウムを処理する際の爆発を防止するため、セル内を窒素置換するための設備であり、屋外に設置されている。当該設備を使用したナトリウム処理作業は終了しており、今後も使用予定が無いことから、当該設備の解体・撤去を行う。これに伴い、記載の削除を行う。
【使用を終了した設備】
・窒素ガス供給設備【作業フロー】

当該設備は管理区域外に設置されている設備であるため、汚染なし。
管理区域内の配管については、給気側であるため、汚染なし。
撤去作業• 管理区域内の配管を切り離し、閉止フランジを取り付け• 管理区域外の配管を切り離し、閉止フランジを取り付け• 窒素ガス供給設備を撤去
管理区域外の設備等

窒素ガス供給設備

管理区域内の配管

産業廃棄物

汚染確認後取り外し

汚染あり汚染なし

放射性廃棄物【安全対策】
・撤去作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを取り外し行う。
・作業については、保安規則
及び品質マネジメント要領に基づき作業実施方法、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した一般作業計画書及び管理区域内作業届に基づき実施する。

管理区域内で保管

上記設備の削除において、使用施設の安全設計（閉じ込め、遮蔽・被ばく、臨界等）に変更はない。

25

窒素ガス供給設備からの配管の切り離し、閉止箇所及び撤去対象
管理区域外 管理区域内

図9（抜粋）
管理区域外 管理区域内

配管の切り離し模式図

閉止フランジ

No.1セルへ
窒素ガス供給設備

閉止フランジ

撤去対象：

閉止フランジ

配管切り離し箇所
撤去対象

No.2-1セルへ

管理区域外 管理区域内

閉止箇所

撤去対象

閉止箇所
No.1セルへ

閉止箇所
No.2-1セルへ

閉止箇所

閉止箇所

26

「大洗研究所（南地区）核燃料物質使用施設等保安規定」の改正
１．TMI-2燃料デブリ分析の追加に係る見直し（AGF、FMF）
・第72条

年間予定使用量（第72条） に、TMI-2燃料デブリに係る記載を追記する。

・別表第39.1

年間予定使用量（第72条）に、TMI-2燃料デブリに係る年間予定使用量を追記する。

・別表第39年間予定使用量（第72条）に、 TMI-2燃料デブリを含む旨を追記する。

２．使用を終了した設備に係る記載の削除等（AGF）
・別表第36

負圧及び負圧警報設定値（第67条、第70条）において、No.14セル～No.18セル及びNo.14ボックス～ No.18ボックスを維持管理設備とする。

既認可
No.13セル、No.14セル、No.15セル、No.16セル、No.17セル、No.18セル、維持管理設備（No.11セル、No.12セル）
・別表第40

核燃料物質取扱制限量（第73条）からNo.8セル、No.9セル、No.13セル～No.18セル、L-1セ・別表第43

研磨に係る記述を削除する。

・別図第3

ル及びL-2セルを削除する。

AGF管理区域図（第31条、第61条、第64条）からL-1セル、L-2セル名称を削除する。

３．保管廃棄施設の追加（AGF）
・別図第3

地階平面図に保管廃棄施設を追加

４．気体廃棄物に係る記載の見直し（AGF、共通編）
・別表第34

気体廃棄物の放出管理目標値の見直し

27