JAEA-Technology
2021-001
DOI:10.11484/jaea-technology-2021-001

プルトニウム研究 1 棟核燃料物質全量搬出作業
Carrying-out of Whole Nuclear Fuel Materials in Plutonium Research Building No.1
伊奈川 潤

北辻 章浩

音部 治幹

高野 公秀

秋江 拓志

清水 修

小室 迪泰

大浦 博文

永井 勲

原田 克也

鈴木 和博

石川 純司

立原 音憲

木田 孝

森田 亮

中田 正美

渡邉 雅之
Jun INAGAWA, Yoshihiro KITATSUJI, Haruyoshi OTOBE, Masami NAKADA
Masahide TAKANO, Hiroshi AKIE, Osamu SHIMIZU, Michiyasu KOMURO
Hirofumi OHURA, Isao NAGAI, Katsuya HARADA, Kazuhiro SUZUKI
Ryo MORITA, Junji ISHIKAWA, Otonori TACHIHARA, Takashi KIDA
and Masayuki WATANABE

原子力科学研究部門
原子力科学研究所
原子力基礎工学研究センター
原子力化学ディビジョン
Nuclear Chemistry Division
Nuclear Science and Engineering Center
Nuclear Science Research InstituteSector of Nuclear Science ResearchAugust 2021
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

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研究成果管理課

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電話 029-282-6387, Fax 029-282-5920, E-mail:ird-support@jaea.go.jp
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JAEA-Technology 2021-001

プルトニウム研究 1 棟核燃料物質全量搬出作業
日本原子力研究開発機構
原子力科学研究部門
原子力基礎工学研究センター
伊奈川 潤、北辻 章浩、音部

原子力科学研究所
原子力化学ディビジョン

治幹+1、中田 正美+1、高野公秀+1、

拓志+2、清水 修+3、小室迪泰+3、大浦 博文*1、永井 勲*2、原田 克也+3、

鈴木 和博+3、森田 亮+3、石川純司*3、立原 音憲*3、木田 孝+3、渡邉 雅之

秋江（2021 年 6 月 7 日受理）
プルトニウム研究 1 棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和 2 年 12 月のプ
ルトニウム等核燃料物質の BECKY への運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。

原子力科学研究所：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村大字白方 2-4+1 燃料・材料工学ディビジョン
+2 軽水炉工学・核工学ディビジョン
+3 臨界ホット試験技術部＊1 原子力エンジニアリング株式会社＊2 アーバンテック株式会社＊3 東京ニュークリア・サービス株式会社

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Carrying-out of Whole Nuclear Fuel Materials in Plutonium Research Building No.1
Jun INAGAWA, Yoshihiro KITATSUJI, Haruyoshi OTOBE+1, Masami NAKADA+1,
Masahide TAKANO+1, Hiroshi AKIE+2, Osamu SHIMIZU+3, Michiyasu KOMURO+3,
Hirofumi OHURA*1, Isao NAGAI*2, Katsuya HARADA+3, Kazuhiro SUZUKI+3,
Ryo MORITA+3, Junji ISHIKAWA*3, Otonori TACHIHARA*3, Takashi KIDA+3
and Masayuki WATANABE
Nuclear Chemistry Division, Nuclear Science and Engineering Center
Nuclear Science Research InstituteSector of Nuclear Science Research
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received June 7, 2021)
Plutonium Research Building No.1 (Pu1) was qualified as a facility to decommission, and preparatory
operations for decommission were worked by the research groups users and the facility managers of Pu1.
The operation of transportation of whole nuclear materials in Pu1 to Back-end Cycle Key Element Research
Facility (BECKY) completed at Dec. 2020. In the operation included evaluation of criticality safety forchanging permission of the license for use nuclear fuel materials in BECKY, cask of the transportation, theregistration request of the cask at the institute, the test transportation, formulation of plan for whole nuclear
materials transportation, and the main transportation. This report circumstantially shows all of those process
to help prospective decommission.
Keywords: Transportation of Nuclear Materials, Cask Fabrication, Evaluation of Criticality Safety,
Changing Permission of License＋1 Fuels and Materials Engineering Division＋2 Nuclear and LWR Engineering Division＋3 Department of Criticality and Hot Examination Technology＊1 Nuclear Engineering Co., Ltd.
＊2 Urban Tech, Ltd.
＊3 Tokyo Nuclear Services Co., Ltd.

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目次

1. はじめに ------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 1
2. 運搬準備 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 3
2.1

受入先施設の核燃料物質使用許可の変更 ------------------------------------------------------------ 3
2.1.1 核燃料物質使用許可の変更申請手続き --------------------------------------------------------- 3
2.1.2 臨界評価 ------------------------------------------------------------------------------------------------- 4

2.2

運搬容器の手配 --------------------------------------------------------------------------------------------- 5
2.2.1 当初計画 ------------------------------------------------------------------------------------------------- 5
2.2.2 運搬容器の製作 ---------------------------------------------------------------------------------------- 5

3. プルトニウム等核燃料の運搬 ---------------------------------------------------------------------------------- 7
3.1

試行運搬 ------------------------------------------------------------------------------------------------------- 7
3.1.1

作業手順 ---------------------------------------------------------------------------------------------- 7

3.1.2

抽出された課題 ------------------------------------------------------------------------------------- 8

3.2

運搬の組み合わせ ------------------------------------------------------------------------------------------ 8

3.3

全量運搬作業 ------------------------------------------------------------------------------------------------ 83.3.1

運搬計画の策定 ------------------------------------------------------------------------------------- 8

3.3.2

運搬業務委託契約 ---------------------------------------------------------------------------------- 93.3.3

運搬手順 ---------------------------------------------------------------------------------------------- 93.3.4

核物質防護手続き -------------------------------------------------------------------------------- 103.3.5

運搬の実施 ----------------------------------------------------------------------------------------- 10

4. 全量運搬後の作業・今後の予定 ----------------------------------------------------------------------------- 11
4.1

BECKY における核燃料の収納状態確認 ----------------------------------------------------------- 11

4.2

今後の Pu1 棟廃止措置の計画 ------------------------------------------------------------------------- 11

5. おわりに ----------------------------------------------------------------------------------------------------------- 12
謝辞--------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 14

参考文献 ----------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 15
付録 1

BECKY の保管室の臨界評価 --------------------------------------------------------------------------- 21

付録 2

周辺監視区域内運搬容器(容器名称 : プルトニウム研究 1 棟運搬容器)の原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則への適合性について ------------------------- 37

付録 3

運搬容器の事業所登録依頼書 -------------------------------------------------------------------------- 91

付録 4

運搬業務委託の仕様書及び品質保証関係確認書類 ----------------------------------------------- 97

付録 5

両施設内及び施設間運搬の作業手順 ---------------------------------------------------------------- 109

付録 6

核燃料物質運搬における防護措置報告書 ---------------------------------------------------------- 121

付録 7

運搬記録（東京ニュークリア・サービスによる作業記録） ----------------------------------- 133iii

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Contents
1. Introduction ----------------------------------------------------------------------------------------------------------- 1
2. Preparation of Transportation -------------------------------------------------------------------------------------- 3
2.1 Changing Permission of License for Use Nuclear Fuel Materials in Receiving Facility ------------- 3
2.1.1 Procedure of Changing Permission of License for Use Nuclear Fuel Materials -------------- 3
2.1.2 Evaluation of Criticality Safety ----------------------------------------------------------------------- 4
2.2 Cask Procurement ---------------------------------------------------------------------------------------------- 5
2.2.1 Initial Plan ------------------------------------------------------------------------------------------------ 5
2.2.2 Cask Fabrication ----------------------------------------------------------------------------------------- 5
3. Transportation of Nuclear Fuel Materials ------------------------------------------------------------------------ 7
3.1 Test Transportation --------------------------------------------------------------------------------------------- 7
3.1.1 Procedure of Operation -------------------------------------------------------------------------------- 7
3.1.2 Extracted Issues ----------------------------------------------------------------------------------------- 8
3.2 Arrangement and Packing of the Materials ----------------------------------------------------------------- 8
3.3 Main Transportation -------------------------------------------------------------------------------------------- 8
3.3.1 Formulation of Transportation Plan ------------------------------------------------------------------ 8
3.3.2 Entrustment Contract of Transportation ------------------------------------------------------------- 9
3.3.3 Procedure of Transportation -------------------------------------------------------------------------- 9
3.3.4 Procedure of Physical Protection for Transportation Nuclear Materials ---------------------- 10
3.3.5 Main Transportation ---------------------------------------------------------------------------------- 10
4. Operations after Transportation, and Future Plans ------------------------------------------------------------ 11
4.1 Inspection of Condition of the Transported Materials at BECKY ------------------------------------- 11
4.2 Decommission Plan of Pu1 after Carrying-out ----------------------------------------------------------- 11
5. Conclusion ---------------------------------------------------------------------------------------------------------- 12
Acknowledgement ------------------------------------------------------------------------------------------------------ 14
References --------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 15
Appendix 1 Evaluation of Criticality Safety of Storage Room in BECKY ---------------------------------- 21
Appendix 2 Conformity of Cask for Transportation in Supervised Area (Cask Name : Transportation Cask
for Plutonium Research building No.1) with Rule of Transportation of Nuclear Fuel Materials
in Supervised Area of Nuclear Science Research Institute ------------------------------------- 37
Appendix 3 Registration Request Form of the Cask for Transportation at the Institute -------------------- 91
Appendix 4 Instruction for to the Transportation and Document for Confirmation of
Quality Assurance ------------------------------------------------------------------------------------ 97
Appendix 5 Operation Manuals of Pu1, BECKY and Transportation --------------------------------------- 109
Appendix 6 Report of Physical Protection for Transportation of Nuclear Fuel Materials ---------------- 121
Appendix 7 Report of Transportation of Nuclear Fuel Materials --------------------------------------------- 133iv

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図リスト
Fig. 1 バックエンド研究施設の核燃料物質使用許可変更申請に用いた臨界評価モデル ---------- 16

表リスト
Table 1 内運搬規則に定められた「満たすべき設計基準」、「試験基準」、「判定基準」 ------- 17

写真リスト
Photo 1運搬のためパレット上に固縛した運搬容器 ------------------------------------------------------- 18

Photo 2

試行運搬における運搬容器の RI 車のパワーゲートへの積載 -------------------------------- 18

Photo 3 RI 車荷台上における、運搬容器のハンドリフトによる引込み ------------------------------ 19
Photo 4

ハンドリフトによる空容器のパワーゲート上への移動 ---------------------------------------- 19v

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1. はじめに
原子力科学研究所（以下「原科研」という）のプルトニウム研究 1 棟（以下「Pu1 棟」という）は、プルトニウム取り扱い技術の確立とその基礎物性に関する研究の実施を目的とした施設である。
昭和 36 年に当時の日本原子力研究所 東海研究所に竣工されてから昭和 39 年の増設を経て、約半世紀にわたり主にプルトニウムを取り扱った放射化学、物理化学、燃料化学及び分析化学研究が行われ、数多くの研究成果を生み出してきた。
平成 17 年の日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構の 2 法人の統合により日本原子力研
究開発機構（以下「機構」という）が発足し、統合による事業の合理化と融合相乗効果を目的に研究施設の整理及び機能移転が進められた。平成 25 年 9 月には日本原子力研究開発機構改革において、建家及び設備の老朽化が進む Pu1 棟を含む 6 施設の廃止が決定された。これを受けて、Pu1
棟は平成 26 年度末をもって核燃料物質及び放射性同位元素を使用した研究活動を終了することとされた。
放射化学研究グループおよび燃料高温科学研究グループでは施設廃止措置の準備として、施設内で使用していた実験装置、機器の撤去、薬品等の処分、核燃料物質の安定化処理、放射性同位体元素及び核燃料物質の他施設への搬出、グローブボックス（以下「GB」という）の汚染状況調
査等を段階的に実施する計画を策定した。このうち核燃料物質使用許可の変更手続きを要する核燃料物質の搬出及び汚染設備の解体を除く作業については、平成 27 年末までに実施し完了させた。詳細は「プルトニウム研究 1 棟廃止措置準備作業」[1] （以下「前報告書」という）として報告している。
令和 2 年 11 月から 12 月にかけて、放射化学研究グループ、燃料高温科学研究グループ及びホット使用施設管理課は、両研究グループが Pu1 棟建家内で所掌する全ての核燃料物質をバックエ
ンド研究施設（以下「BECKY」という）及びホットラボ（以下「HL」という）へ搬出した。今後の研究計画にかかわらず、全ての核燃料物質を両施設に搬出したのは、原科研に設置された「不要核燃料・RI 処置検討ワーキンググループ」により使用計画のない核燃料物質の処置として、プ
ルトニウムは BECKY に、ウラン（天然、濃縮、劣化）は HL でそれぞれ一括管理する方針が示されたためである。なお、Pu1 棟で放射化学研究グループが分任管理していた核燃料物質は、搬出先である BECKY において、同じディビジョンの分析化学研究グループが受入れ、分任管理することとした。このため、プルトニウム核燃料物質の BECKY への運搬作業は核燃料物質を所掌する
放射化学、燃料高温科学、分析化学の各研究グループ、Pu1 棟施設管理者であるホット使用施設管理課及び BECKY 施設管理者である BECKY 技術課（以下「関係 5 課・グループ」という）の協力のもとに実施した。
本報告書では、核燃料物質の運搬の事前作業として行った、受入先施設の核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の製作と事業所登録、及び運搬計画の策定、並びに実際に行った運搬作業の詳細を記録した。
なお、今回の全量搬出の対象となった核燃料物質のほとんどは BECKY への運搬である。燃料
高温科学研究グループ、ホット使用施設管理課及び HL の施設管理者である未照射燃料管理課の-1-

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協力で実施した、HL へのウランの運搬作業については、前報告書 6.2 項に詳細に記載されているため、本報告書では取り上げない。
また、BECKY は核燃料物質使用許可における単独の使用施設であるが、建家としては燃料サイ
クル安全工学研究施設（以下「NUCEF」という）の一部である。このため核物質防護（以下「PP」という）に係る設備や入退域手続き等に NUCEF とすべき箇所もあるが、本報告書では BECKY の名称に統一する。PP に関わる情報については割愛した。

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2. 運搬準備
Pu1 棟から核燃料物質を全量搬出するにあたり、受入先施設である BECKY 及び HL では、核燃料物質使用許可の貯蔵数量が不足し、また運搬対象の化学形の貯蔵許可がなかった。このため、貯蔵量の増量と化学形の追加に関する使用許可の変更を申請する必要があった。また、本運搬では、核燃料物質の 1 バッチあたりのプルトニウムの最大数量が核燃料物質周辺監視区域内運搬規則（以下「内運搬規則」という）に定める第 4 類に該当するため、Ⅱ型運搬容器を用いる必要があった。
本章では、核燃料物質運搬の準備として実施した、「核燃料物質使用許可変更」及び「運搬容器の手配」について述べる。
2.1

受入先施設の核燃料物質使用許可の変更

BECKY の核燃料物質使用許可の変更申請手続きと、これに伴う安全評価として実施した臨界計算の概要について述べる。
2.1.1

核燃料物質使用許可の変更申請手続き

Pu1 棟では、プルトニウム等の化学的性質を明らかにするという研究目的に使用するため、多様な化学形・状態のプルトニウム系核燃料を使用・保管していた。他施設への搬出にあたり溶液
状態あるいは硝酸塩等の不安定なプルトニウムを酸化物として安定化する処理を実施した。処理
方針、処理方法等の詳細については、前報告書で報告されている。一方、貯蔵するプルトニウムの中には、定量分析用の標準物質があり、特に硫酸プルトニウム標準物質は高い化学的安定性と純度を有するが、現在は入手が困難となっている。今後のプルトニウム研究を行う上でも貴重な研究資源を、現状のまま受入先施設に運搬する必要があった。
受入先施設の従前の核燃料物質使用許可の範囲では、Pu1 棟の核燃料物質の全量を受入れ、保管することが不可能であった。このため、受入先施設の使用許可の変更申請をする必要が生じた。
BECKY ではプルトニウムの貯蔵量と化学形の追加が必要であった。変更前の BECKY の保管室の貯蔵許可の条件は、化学形として金属、酸化物、フッ化物のみ許可されており、また含水率が 16%未満という制限があった。今回搬入予定のプルトニウムには硫酸プルトニウム・4 水和物が含まれていることから、化学形にこれを追加する必要があった。
当初計画では、平成 30 年第 2 四半期の変更申請を予定しており、それに向けて申請書類の作成、安全評価を進め、平成 30 年 6 月に使用施設安全審査委員会（以下「使安審」という）を受審し、申請準備を完了した。しかし、原科研において変更申請スケジュールが調整された結果、他施設の申請案件を優先することとされ、本件の申請・許可手続きは大幅に遅れ、令和元年 7 月 31
日申請、令和 2 年 5 月 1 日許可取得となった。その後、令和 2 年 6 月 11 日保安規定変更の認可申請を行い、同年 10 月 12 日に認可された。これをもって Pu1 棟にある核燃料物質の全量を BECKY、
HL 両施設に運搬する許可手続きが完了した。

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2.1.2

臨界評価

BECKY の核燃料物質使用許可の変更申請を行うにあたり、化学形を追加したうえで最大貯蔵量の核燃料物質を保管庫に貯蔵した場合においても臨界に達しないことを評価する必要があった。
特に、水溶性の硫酸プルトニウムを新たに収納することになるため、保管室が水没し硫酸プルト
ニウムが溶解したと仮定した最も厳しい条件においても臨界に達しないことを示す評価を新たに実施することになった。しかし、核燃料物質を分任管理する分析化学研究グループ及び施設管理課である BECKY 技術課において、この条件での臨界計算を担える人材がいないため、原子炉物理を専門とする原子力基礎工学研究センター炉物理標準コード研究グループに臨界計算の協力を依頼した。
(1) 計算条件
BECKY の保管室の臨界管理は、従来、保管室全体の 239Pu の核的制限値という形で質量管理を行ってきた。今回の変更にあたっても、核的制限値は変更しないこととした。BECKY の保管室には、ヒューマンエラーなどにより核的制限値を超えた量を搬入することを防止するためのインターロックなどの物理的防止手段はない。このため、誤って貯蔵可能な核的制限値の全量を二重装荷してしまった場合でも臨界にならないことが必要である。また、硫酸プルトニウムを追加する
ことに伴い、臨界評価で考慮する化学形にこれを加えた。
申請時の評価に用いたモデルを Fig.1 に示す。臨界評価は保管室にある全量の核燃料物質が単一球となり、周囲を水反射体で覆われた球体モデルとした。なお、金属プルトニウム及び硫酸プル
トニウムは許可を受けるそれぞれの化学形ごとに最大貯蔵量で評価した。硫酸プルトニウムの化
学形は、4 水和物（Pu(SO4)2・4H2O）とした。計算コードは炉物理標準コード研究グループが開発した MVP-2.0[2]を、核データは JENDL-4.0[3]を用いた。
(2) 評価結果
モデル 1) 単一球での臨界評価計算モデル
中心から金属 Pu、PuO2、硫酸プルトニウムの順に同心円状の単一球（以下「燃料球」という）とし、水没した状態を仮定して燃料球の周りを 30 cm 厚の水反射体で囲んだ形とした。ここで、硫酸プルトニウムは固体又は種々の濃度の水溶液のケースを評価したところ、このモデルでの計算結果は、硫酸プルトニウムが固体より水溶液の場合に中性子実効増倍率が高く、また水溶液の濃度により中性子実効増倍率が変化した。極大値は 0.8 未満となり、いかなる濃度でも臨界に達しないことを確認した。
モデル 2) 二重装荷状態における臨界評価計算モデル
1)の評価モデルの燃料球が 2 つ接した状態で、その周りを直方体形状の厚さ 30 cm の水反射体で囲んだ形とした。Fig.1 のモデル(2)における「領域 iv」で示される燃料球と水反射体の間は、水で充填されている状況あるいは水蒸気を含んだ空気層とした。
このケースにおいては硫酸プルトニウムが固体の状態で、かつ「領域 iv」の空間が水である場合に、中性子実効増倍率が最大となることが分かった。最大値は 0.9 未満であり、いかなる場合にも臨界に達しないことを確認した。

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以上の結果から、硫酸プルトニウムの化学形を追加し、プルトニウムの最大貯蔵量を増量した場合も臨界安全上の問題がないことを確認した。臨界評価の詳細については、付録 1 を参照されたい。
2.2

運搬容器の手配

Pu1 棟において貯蔵している全ての核燃料物質を運搬するためには、一つの保管容器に収納されている最大量のプルトニウムを収納可能な運搬容器が必要である。本運搬では、Ⅱ型運搬容器を新たに製作して用いた。
2.2.1

当初計画

Pu1 棟では、安全対策として、ポリ塩化ビニル製バッグ（以下「PVC バッグ」という）で密封された核燃料物質を肉厚金属製保管容器に収納して貯蔵していた。当初の計画では、収納されている核燃料物質を保管容器から取り出し、運搬容器に直接収納して運搬することを想定していた。
これに適した運搬容器として、大洗研究所の燃料研究棟に保管されているⅡ型運搬容器を借用し使用する計画であった。しかし、平成 29 年 6 月 6 日に発生した大洗研究開発センター燃料研究棟
汚染事故を受け制定された「核燃料物質の取扱いに関する管理基準」により、プルトニウムを保管している保管容器の内部の健全性を数年間確認していない場合、健全性確認のための保管容器の開封作業をグローブボックスで行うことが必要となった。一方、Pu1 棟では、既に核燃料物質の使用は停止されており、全ての取扱設備が使用不可能な状態であり、保管容器ごと運搬する必要が生じた。このため、運搬計画の大幅な変更が必要となった。即ち、保管容器をそのまま収納でき、Pu1 棟の設備状況に照らして施設内での取り回しが可能なサイズの運搬容器が機構内にない
ため、新たに運搬容器を製作することになった。
2.2.2

運搬容器の製作(1) 設計・製作
運搬容器の新規製作は、ホット使用施設管理課が担当することとした。また、周辺監視区域内
運搬容器として事業所登録することとした。運搬容器の設計・製作及び性能試験を外注することとし、平成 30 年 8 月 1 日付で（株）千代田テクノルと契約した。
新規運搬容器の製作に当たって、原科研の「QAM-740

原子力科学研究所調達管理要領」、及び臨界ホット試験技術部「設計・開発管理要領」に基づく品質保証に関する管理を行った。また、運搬容器は、原科研の内運搬規則第 16 条に基づき、同規則第 12 条の「満たすべき設計基準」（Table1）を満たす性能を有する設計とした。
(2) 運搬容器の性能及び試験
Ⅱ型運搬容器として内運搬規則第 16 条に「第 3 類及び第 4 類運搬物の事業所内運搬を行う場合
は、事業所外運搬容器として承認された運搬容器又は事業所登録をした運搬容器を用いて実施しなければならない」と規定されている。この運搬容器の性能は内運搬規則第 13 条「試験基準」、
第 14 条「判定基準」に定められている。

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これらの基準を満たすことを確認するため性能試験を実施した。ただし、落下試験についてはⅡ
型運搬容器に求められる「特別な試験」を行う必要があったため、1.6 m からの落下試験のみ実施
し、一般の試験である 1.2 m からの落下試験は省略した。また、当該試験は、強度計算に基づき、フランジ補強リブを落下衝撃箇所として実施した。しかし、臨界ホット試験部内で試験結果を検討した結果、当該箇所の変形により胴体とフランジ溶接部に衝撃荷重が伝わっていないことが懸念されたため、フランジ溶接部に衝撃荷重を与える落下試験を追加で実施した。試験方法と試験結果について付録 2 に詳細に記載した。
(3) 登録全ての基準に合格したことを確認し、臨界ホット試験技術部の部内品質保証委員会の審議を経て、平成 31 年 3 月 27 日付で運搬容器の事業所登録依頼を行った。登録内容について、運搬容器の事業所登録依頼書（付録 3）に記す。本運搬容器は平成 31 年 3 月 29 日付で登録が完了した。

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3. プルトニウム等核燃料の運搬
前章で述べたとおり、BECKY に核燃料物質全量を受け入れるための核燃料物質使用許可の変
更は、申請が繰り延べされ、運搬計画は当初計画から大幅に遅延した。令和元年度に申請の目途がついたため、翌年度に実施する全量運搬の手順確認と課題抽出のための試行を兼ねて、現行の許可内で BECKY に受け入れ可能な量について第 1 回の運搬を令和元年 12 月 11 日に実施した。
その後、令和 2 年 5 月 1 日の核燃料物質使用許可の変更、同年 10 月 12 日の保安規定の認可により、受入先施設の法的準備が完了した。同年 10 月 13 日の BECKY 施設本体使用手引の改正を経て、令和 2 年 11 月 30 日から 12 月 11 日までの期間で全量を運搬した。
3.1

試行運搬

前章に述べたとおり、運搬容器は最もサイズが大きい保管容器が収納可能な寸法で設計・製作された。このため、施設に貯蔵する核燃料物質を全量運搬するためには 10 回程度の運搬が必要となった。運搬を効率的に実施する計画を立案するために、作業内容の確認、各工程の所要時間の把握、作業上の問題点の抽出等を行う必要があり、現行の許可内で BECKY に受け入れ可能な核燃料物質を試行的に運搬することとした。また、新規に製作した運搬容器を取扱う習熟も兼ねることとした。大まかな運搬手順は、Pu1 棟の保管庫からの搬出及び運搬容器への収納、Pu1 棟から
BECKY への施設間運搬、BECKY での運搬容器からの取り出し、保管庫への収納、運搬後の空容器の Pu1 棟への返却である。
試行運搬は、関係 5 課・グループの協働による自営作業として実施した。運搬には、原科研で所有する RI 運搬車（以下「RI 車」という）を使用した。
3.1.1

作業手順

運搬に先立ち、令和元年 11 月 5 日に、運搬容器の汚染検査のための吊り下げ具（パレットクレーン）の組立、吊り下げ試験、運搬容器の取扱い方法の確認を行った。また、翌 6 日には保管室から RI 車までの動線確認、RI 車を用いての荷台への積み込みの手順を確認した。
試行運搬は、Pu1 棟において運搬する保管容器をあらかじめ PVC バッグで密封した後、運搬容器へ収納した。運搬容器の蓋を閉止後、運搬容器は転倒に対する安定性を向上させるためにパレットに載せて固縛し（Photo 1）、パレットごと RI 車に積載することとした。
Pu1 棟には重量物を吊り上げるクレーン設備が無いため、RI 車への積載に際し、2 台のハンドリフトを準備した。一台を予め RI 車のパワーゲートで荷台に載せ、もう一台で運搬容器のパレッ
トを RI 車のパワーゲートに移した（Photo 2）。パワーゲートで RI 車の荷台高さまで持ち上げた運搬容器を荷台のハンドリフトで引き込み（Photo 3）、運搬容器を荷台に設置し固縛した。所定の運搬前手続きを経た後、BECKY まで運搬した。
BECKY では、トラックロックからサービスエリアまで RI 車を乗り入れ、BECKY 技術課員の建家クレーン操作により運搬容器を荷下ろしした。運搬容器を開封して、核燃料物質を保管庫に収納した。空の運搬容器は、再度建家クレーンを用いて RI 車に積載・固縛し、Pu1 棟まで運搬した。

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3.1.2

抽出された課題

試行運搬により主な課題が明らかになった。
・ Pu1 棟における運搬容器の RI 車への積載、荷下ろしを、ハンドリフトにより行うことは、操作性が悪く、運搬容器落下の潜在的な危険性が認められた。また。使用した RI 車のパワーゲートよりパレット幅が大きく（Photo 4）、パワーゲートの昇降時に不安定となる。
・ 運搬責任者が BECKY 内での作業担当者となり安全管理を行うことは、入域手続きに時間を要する。また、運搬車両の入退域をスムーズに行うためには、BECKY 施設への入退域手続きに人員が必要であり、建家クレーンの操作要員も必要である。このため、人員配置を見直す必要がある。
3.2

運搬の組み合わせ複数の核燃料物質を運搬容器へ収納する組み合わせについて、運搬容器の内寸と保管容器の外寸から計算し、9 回の運搬を実施する計画を立案した。令和 2 年 7 月 28 日に保管容器の実物を用いて収納確認を行い、運搬時に収納する核燃料物質の組み合わせを確定した。
3.3

全量運搬作業

試行運搬で明らかになった課題について検討し、全量運搬の作業計画を立案し、運搬準備を進めた。令和 2 年 10 月 12 日の保安規定の認可により受入先施設の法的準備が完了したため、全量運搬を実施した。
3.3.1

運搬計画の策定

核燃料物質の全量運搬を行うにあたり、関係 5 課・グループで作業期間、役割分担等について協議を行った。試行運搬による問題点として自営作業での Pu1 棟での運搬容器の積載・荷下ろし作業の安全確保の方策、全量の搬出には最低 9 回の運搬が必要であり作業従事者の確保等について検討した。その結果、Pu1 棟の荷積み下ろしにはユニック車を使用したクレーン作業とすること、運搬作業の一部を業務委託することとした。一方、Pu1 棟及び BECKY 両施設内で行う核燃料物質の運搬容器への収納・取り出し作業については自営作業とすることとし、関係 5 課・グルー
プが協力して実施することとした。
以上の検討結果より、作業を次のように区分することとした。
① Pu1 棟における核燃料物質の運搬容器への収納及び管理区域境界までの運搬並びに空容器の管理区域境界から保管場所までの移動を自営作業とする。
② 運搬容器及び空容器（核燃料物質運搬後の運搬容器）の施設間運搬を業務委託作業とする。
③ BECKY における運搬容器の荷下ろし及び核燃料物質の保管庫への収納並びに空容器の積み込みを自営作業とする。
運搬作業を連続した日程で実施することは、機構職員の業務日程の調整が難しくなり期間中の業務負担が大きくなる。しかし、業務委託費の大幅な削減が見込めることから、令和 2 年 11 月 30日から同年 12 月 11 日までのうちの 9 日間とする連続した日程で集中して実施することとした。

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3.3.2

運搬業務委託契約

核燃料物質の運搬に係る委託業務は「QAM-740

原子力科学研究所調達管理要領」に基づくス

ポット役務契約とした。具体的には、一般競争入札において、核燃料物質の運搬業務を安全に実施できること、社内に品質保証体制があること等を参入条件とした。運搬業務委託契約に係る仕様書、入札条件等は付録 4 のとおりである。委託業務は、東京ニュークリア・サービス（株）（以
下「TNS」という）が受注した。
3.3.3

運搬手順

3.3.1 項に記載したとおり、運搬作業は両施設における自営作業と施設間運搬の委託作業に区分
し、それぞれの作業ごとに作業体制を構築し、手順策定及び安全管理を実施した。以下、各作業についての手順について述べる。また、各作業の作業手順を付録 5 に示す。ただし、核物質防護の観点から資料の一部を割愛した。
運搬の作業スケジュールを、試行運搬の実績を基に作成した。運搬時の常時監視の観点から、運搬作業は午後開始とし、休憩を挟まずに行うこととした。
① Pu1 棟における作業
貯蔵庫からの核燃料物質の搬出、運搬容器への収納、運搬容器の表面汚染検査及び線量測定を行った後、運搬容器を管理区域境界まで移動し、運搬作業受託者（TNS）に引渡す。午後からの核燃料物質搬出作業をスムーズに開始できるように、運搬容器の保管場所から貯蔵室前への移動、容器の開封の準備を午前中に実施することとした。また、BECKY から返却された運搬容器を引き受け、運搬容器保管場所に移動する。作業はホット使用施設管理課、放射化学研究グループおよび燃料高温科学研究グループ員が担当する。
② 施設間運搬Pu1 棟において、管理区域内境界から建家横に駐車した運搬車両まで運搬容器を移動させ、トラッククレーンを用いて荷台上に積載する。運搬容器を運搬車両に固縛し、放射線管理部放射線管理第 2 課員の線量確認の後、運搬を開始し、BECKY まで移動する。BECKY への入域手続き・確認を経て、トラックロックを通り、サービスエリアまで進入する。この時、運搬車両が入域するエリアの管理区域の床面をビニールシートで養生し、タイヤの汚染を防止する。運搬車両荷台上で運搬容器の固縛を解き、玉掛作業を行う。
③に記載した BECKY 内作業が終了した後、空容器を固縛し、退域前のタイヤの汚染検査を実施した後、BECKY を退域する。Pu1 棟に空容器を運搬し、同施設建家横において空容器を荷下ろしする。空容器を管理区域境界まで移動し引き渡す。
③BECKY における作業
BECKY 施設に到着した運搬車両を所定の位置に誘導し、固縛を解いた運搬容器を天井クレーンを使用して荷下ろしする。運搬容器を開封し、内容物の健全性を確認した後、保管容器を保管-9-

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庫に収納する。汚染確認を行った運搬容器（空容器）をクレーンを使用して運搬車両に積み込む。
BECKY における作業の課題として挙げられていた人員配置の見直しについて、以下の体制で実施することとした。運搬車両の入退域手続きは運搬責任者が担当する。運搬容器の荷下ろし・積載のためのクレーン操作、玉掛及び運搬容器の開閉は BECKY 技術課員が担当する。核燃料物
質の取り出し、保管室の開錠、保管庫への収納は分析化学研究グループ及び燃料高温科学研究グ
ループ員が担当する。そのうえで、BECKY の防護設備等の取扱いは燃料高温科学研究グループ員の助力を得ることとした。
3.3.4

核物質防護手続き

核物質防護規定の定めにより、15 g 以上のプルトニウムを運搬する場合、防護対象特定核燃料
物質運搬として防護措置が必要である。これに従い、運搬計画書を作成し、あらかじめ運搬時の対応について核物質管理課長との協議を行った。全 9 回の運搬のすべてが防護対象特定核燃料物
質運搬に該当するわけではなく、一部の運搬のみ該当した。このため、運搬計画書は全期間を通したものを一通とし、同運搬に該当または非該当の日を明示した。運搬時の防護措置については、
核燃料物質運搬における防護措置報告書（付録 6）として核物質防護管理者に報告した。
なお、防護対象特定核燃料物質運搬にあたっては、内運搬規則第 5 条 4 項(7) の規定に従って、交差点に見張り人を配置し、運搬時に他の車両を制止するとともに、運搬車両の前に先導車を伴走させることとし、運搬車両の事故の防止を図った。また、運搬責任者は、運搬車両の後方で伴走する形をとり、同第 6 条(2) の「運搬物の運搬責任者による連続監視下」にて運搬を行うこととした。なお、第 10 条 2 項に定める、放射線防護上の知識と経験を有しているものの同行は、運搬責任者が兼ねることとした。
3.3.5

運搬の実施

BECKY に搬入した核燃料物質は、直接保管庫に収納する。このため貯蔵方法の規定に従い、各保管容器を予め PVC バッグに封入する作業を同年 11 月 26 及び 27 日に実施した。この際、PVCバッグ封入後の保管容器の運搬容器への収納確認を再度行い、予定の組み合わせで運搬容器に収納できることを確認した。
運搬作業は、同年 11 月 30 日から 12 月 11 日までの期間実施した。業務委託した運搬作業を記録した作業記録（付録 7）のとおり、全量運搬を予定どおり 9 日間実施し、Pu1 棟に保管してある
核燃料物質を全て搬出し終えた。
運搬作業は、「試行運搬により抽出された主要課題」を解消した結果、滞りなく進めることができ、さらに 9 日間連続で実施した結果、作業に慣れていき、安全面等を損ねることが無く、効率が上がっていった。このため、作業時間は短縮する傾向にあった。大きな問題などもなく、順調に運搬することが出来た。

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4. 全量運搬後の作業・今後の予定
4.1

BECKY における核燃料の収納状態確認

BECKY に運搬した核燃料物質は、今後、安全に保管を続けるために、収納状態や容器等の健全性を確認する必要がある。このため、BECKY において GB 内で保管容器を開封し、内容物の状態を確認する作業を進めている。その際、保管棚の収納スペースを確保するため、核燃料物質を小型の金属缶に収納し直し、PVC バッグで密封した状態で保管庫に収納することとしている。分任
核燃料管理者である分析化学研究グループ及び燃料高温科学研究グループが内容物確認を行っているが、両研究グループの所掌 GB での取扱いが困難な核燃料物質については、使用許可量の大きい GB を所掌する原子力基礎工学研究センター群分離技術開発グループに内容物確認への協力を依頼した。
4.2

今後の Pu1 棟廃止措置の計画

令和 2 年 12 月 14 日にホット使用施設管理課、放射化学研究グループおよび燃料高温科学研究グループ合同で、核燃料貯蔵室及び使用室内の残存物の有無を目視確認し、翌日 12 月 15 日に放射線管理第 2 課による放射能測定をもって、全ての核燃料物質及び RI が搬出され、管理区域内に残っていないことを確認した。
核燃料物質の全量搬出の完了を受け、プルトニウム研究 1 棟年間使用計画書が令和 2 年 12 月
23 日に改定され、令和 3 年 1 月 21 日から「施設管理の状態を特別な状態」とし、「特別な施設管理実施計画」に基づく新たな管理体制へ移行することとなった。これにより設備の点検・検査項
目が見直され施設管理の業務負担が軽減された。
今後、核燃料物質使用許可の変更、PP 施設解除等の許認可手続きがとられる予定である。施設
中長期計画（令和 2 年 4 月 1 日改訂）[4]では、令和 4 年度に GB、フード等の設備解体が計画されており、令和 8 年度の管理区域解除をもって、Pu1 棟の廃止措置が完了する見込みである。

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5. おわりに
本報告書では、Pu1 棟の廃止措置の準備作業として前報告書以降に実施した Pu1 棟からの核燃料物質の全量搬出作業の詳細について報告した。全量搬出を実施するための前提条件となる受入先施設の核燃料使用許可の変更申請に長い時間を要し、その影響で新たに運搬容器を製作する必要が生じる等、当初計画にはなかった作業を必要としたものの、「試行運搬」により抽出した課題に対する改善を「全量運搬」に反映させることにより、運搬作業自体は特段の問題もなく進めることが出来た。本運搬をもって、Pu1 棟にあったすべての核燃料物質、RI の搬出を完了させた。
しかし、一連の作業の進め方については、今後の使用施設の運営や廃止措置を円滑に実施するために改善すべき課題があったと感じられた。
・核燃料物質使用許可の変更申請について
今回の核燃料物質運搬に必要な使用許可の変更申請では、BECKY 及び HL 両施設の核燃料貯蔵
設備の臨界安全の評価を必要とした。この臨界評価の実施にあたってはいくつかの改善が必要と思われる。まず、臨界評価を担う体制・人材の不足が挙げられる。妥当性のある臨界評価を行う
ためには高度な専門性を必要とする。今回、関係する課・グループに臨界評価を実施できる人材がおらず、原子力基礎工学研究センター炉物理標準コード研究グループに協力を依頼した。また、依頼にあたって、臨界評価の条件設定が予め定まらず追加の評価を依頼する、臨界評価に使用する計算コードが決まっていない、等の問題が生じた。許可変更手続きを担当する部署において、原科研内の臨界評価を一元管理し、実施方法に統一的な指針が定められれば、滞りなく対応可能になると思われる。施設によって、臨界評価の前提条件が大きく異なり、貯蔵設備全体での許可
量の全量を二重装荷するという、非現実的な前提条件で評価を行うことも合理性を欠いている。
また、現場力向上・マイプラント意識の醸成の面では、施設管理を行う部署において臨界評価を行う技術を有する人材の育成は有効な手段であると思われる。これらは、安全対策としての施設の線量評価や被ばく評価においても同様であり改善の余地が大きい。
・運搬スケジュールの遅延とそれに対する対応
平成 28 年に前報告書で核燃料物質の安定化処理を報告した段階では、平成 29 年度に全量搬出に必要な許可変更の申請手続きを開始し、許認可が得られ次第運搬を実施する計画としていた。
変更申請に必要な所内手続きは、平成 30 年 6 月の使安審を経て準備が整っていたが、令和 2 年度の認可まで長期間を要した。これにより運搬計画を変更し、試行運搬と全量運搬の 2 段階で実施することとなった。この方針変更については、試行運搬で抽出した問題点と改善策を全量運搬の計画立案に反映できたというメリットがあったが、その反面、Pu1 棟の核燃料物質の使用停止（実験終了）から迅速に廃止措置準備を進めて核燃料物質を全量搬出し、施設管理の管理レベルを早期に下げることにより管理負担を軽減する効果が減少した。

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・運搬容器の設計・製作について
運搬容器の設計・製作を短期間で行ったため、実際の運搬時を想定した検討が不足していた。
具体的には、運搬容器をパレットに固定して運搬するように手順を変更したため、運搬車両との固縛や吊り下げに使用する金具取付部をパレットとの固定と兼用した。これにより車両への積載・荷下ろし時に金具を付け直す必要があり、作業時間と手間を要した。

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謝辞
本作業の実施、及び本報告書の作成にあたり、多くの方々のご協力をいただいた。以下に、お世話になった方々を記し、謝意を表する。
本作業の実施にあたり、臨界ホット試験技術部ホット使用施設管理課宮田精一氏（退職）には
Pu1 棟からの核燃料搬出時の作業協力者として、また放射線管理部放射線管理第 2 課宍戸宣仁課長をはじめ、再処理特研管理チーム、NUCEF 管理チームの皆様には、運搬時の汚染検査、線量測定、放射性物質所内運搬手続きの放射線安全管理でお世話になった。また、原子力基礎工学研究センター燃料高温科学研究グループの方々には BECKY への運搬車両の入退域でお世話になった。
伴康俊グループリーダー、宝徳忍技術副主幹をはじめ、原子力基礎工学研究センター群分離技術開発グループの皆様には、BECKY 搬入後の保管容器内の内容物確認のための GB 作業を実施して頂き、多大な協力をいただいた。
臨界ホット試験技術部 BECKY 技術課片岡孝行氏には、Pu1 棟で使用していた保管容器及び鉛遮蔽板のバッグアウト後の廃棄物処理についてお世話になった。
臨界ホット試験技術部 BECKY 技術課深谷洋行マネージャー及び薗田暁技術副主幹、並びに臨界ホット試験技術部ホット使用施設管理課金沢浩之氏には、Pu1 棟から核燃料物質を運搬するために必要な BECKY の許認可取得に係わる作業で多大な協力をいただいた。
未照射燃料管理課岡本久人課長には、運搬容器の手配等準備作業段階において、施設管理者としてご指導いただいた。
太田和則技術副主幹をはじめとする原子力基礎工学研究センター内関係者、仲田祐仁部長をはじめとする臨界ホット試験技術部関係者の皆様には本作業の実施にあたり、センター・部門をあげての全面的なご支援をいただいた。
剱地清正氏、前島邦夫氏、小林行雄氏、永﨑陽輔氏（東京ニュークリア・サービス株式会社）には、運搬業務の実作業を安全に完遂いただいた。
また本報告書を作成するにあたり、保安管理部核物質管理課井野瀬貴史主査及び臨界ホット試
験技術部ホット材料試験課田上進マネージャーには、核物質防護情報の確認で多大な協力をいた
だいた。
ここに深く感謝の意を表します。

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参考文献[1] 瀬川 優佳里ほか, プルトニウム研究 1 棟廃止措置準備作業, JAEA-Technology 2016-039, 2017,64 p.
[2] Nagaya, Y. et al., MVP/GMVP II: General Purpose Monte Carlo Codes for Neutron and Photon
Transport Calculations based on Continuous Energy and Multigroup Methods, JAERI 1348, 2005, 388 p.
[3] Shibata K. et al., JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering, J.Nucl. Sci. Technol.,vol.48, no.1, 2011, pp.1-30.
[4] 日本原子力研究開発機構，施設中長期計画，https://www.jaea.go.jp/about_JAEA/facilities_plan/（参照：2021年 5 月31日）.

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領域 i ：Pu（金属）領域 ii ：PuO2
領域 iii ：Pu(SO4)2 水溶液
rn：領域 i，ii，iii の半径(1) 単一燃料球の解析モデル

領域 i：Pu 金属

領域 ii：PuO2

領域 iii：Pu(SO4)2 水溶液

領域 iv：水蒸気

領域 v：水反射体

r n：領域 i，ii，iii の半径(2) 燃料が二重装荷された場合の解析モデル（領域 iv が完全に水で満たされた場合が、中性子実効増倍率が最大であった）
Fig. 1 バックエンド研究施設の核燃料物質使用許可変更申請に用いた臨界評価モデル- 16 -

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Table 1内運搬規則に定められた「満たすべき設計基準」、「試験基準」、「判定基準」

1) 満たすべき設計基準 (内運搬規則 第 12 条)(1) 外接する直方体の各辺が 10 cm 以上であること｡(2) 容易に、かつ、安全に取り扱うことができること。
(3) 運搬中に予想される温度及び内圧の変化、振動等により、亀裂、破損等を生ずるおそれがないこと。
(4) 容器表面に不要な突起物がなく、かつ、表面の汚染の除去が容易であること｡(5) 材料相互の間及び材料と収納される放射性物質等の間で危険な物理作用又は化学反応の生じるおそれがないこと。
(6) 弁が誤って操作されないような措置を講ずること｡(7) 運搬容器の吊り上げ用具の安全率は、降伏応力又は耐力に対して 3 以上とすること。
(8) 容器表面の線量当量率が 2 mSv/h を超えず、かつ、表面から 1 m 離れた位置における線量当量率が 100 μSv/h を超えないこと｡(9) 核分裂性物質の運搬容器は、運搬中いかなる状態においても臨界に達しないこと｡(10) 運搬容器の密封性は、容器、内容器又は包装等で確保すること。
2) 試験基準 (同 第 13 条)(1) Ⅱ型運搬容器は一般の試験及び特別の試験で行う。なお、これらの試験は、①計算による
解析②実物容器、原型容器又はサンプルによる試験③縮尺模型による試験のいずれか又はその組み合わせより行う｡(2) 運搬容器は、最大の破損を受けるように落下試験台上に落下させる。
(3) 供試験物は、以下に示す距離で自由落下させる。
一般の試験 運搬容器重量が 5 ton 未満の場合、1.2 m
特別の試験 1.6 m
3) 判定基準 (同 第 14 条)(1) 容器表面の線量当量率 表面: 2 mSv/h

1 m: 100 μSv/h2(2) 表面密度 0. 4(α)、4 (β,γ)Bq/cm(3) 漏洩率及び量 ＜1×10-6 A2 Bq/h(4) 表面温度 85 ℃

(5) 臨界性 いかなる場合でも未臨界であること- 17 -

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Photo 1 運搬のためパレット上に固縛した運搬容器

Photo 2 試行運搬における運搬容器の RI 車のパワーゲートへの積載- 18 -

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Photo 3 RI 車荷台上における、運搬容器のハンドリフトによる引込み

Photo 4 ハンドリフトによる空容器のパワーゲート上への移動- 19 -

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付録 1

BECKYの保管室の臨界評価- 21 20

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炉物理標準コード研究グループ 技術メモ 2018-06-07-A
/

承認

/

/

審査

/

/

担当

/

BECKYの保管室の臨界評価

原子力化学ディビジョンより、核燃料物質の臨界評価依頼が核工学・炉工学ディビジョン
にあり、数値計算シミュレーションを行ったので評価結果について報告する。
硫酸プルトニウムを貯蔵するための変更申請のため、現行の許可証の臨界評価に用いられている PuO2 燃料に比べて Pu(SO4)2・4H2O 燃料の方が臨界安全上優位であることを確認する必要があり、提示された計算モデルを評価したところ Pu(SO4)2・4H2O 燃料の実効増倍率の方が小さくなることが確認された。また、Pu 単体，PuO2，Pu(SO4)2 水溶液の 3 種類、合計で Pu x kg 相当の核燃料物質が非均質に集まる計算体系モデルで評価を行ったとこ
ろ、未臨界となる結果が得られた。ただし、燃料が水に溶け均質に混ざり合う条件では、減速材として働く水分割合を増加させた場合、臨界となる場合があることも示された。

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目次
1. 緒言．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．，．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．． 25
2.

臨界評価に用しヽた計算条件．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．...．．．．．．．．．．．． 26
2.1 計算体系および材料組成．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．.．．．．．．．．．．．．． 26
2.2 計算方法 ．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．.．．．．．． 26

3. 実効増倍率の結果．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．.．．．．．．．．． 31
4. 結言．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．‘．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．..．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．.．．．．.．．..．．．．.．．．..．．..．．． 33
参考文献．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．.．．．．．．．．．．．．．．．． 33
付録A..................................................................................................................................... 34- 24 22

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表2.1.5Pu(SO山水溶液の濃度の変化に伴う混合燃料の数密度と燃料半径の変化

領域 Pu質量[g]Pu(SO山水溶液
濃度[g/L]

Pu数密度
1[barn- cm汀

H数密度
1
1
[barn- cm- ]xxx

4.98569.E-02

..
II

xxx

2.55391.E-02

xxx

0数密度
1
1
[bar n cm- ]S数密度
1[barn-1cm- ]半径[cm]
1.064344

i

Il.
.. l

'

5.10782.E-02

4.710747

3

3.58857.E-06

6.68062.E-02

3.34318.E-02 7.17714.E-06 12.11845

55.98095.E-06

6.67891.E-02

3.34424.E-02 1.19619.E-05 10.35281

10

1.19619.E-05

6.67466.E-02

3.34690.E-02 2.39238.E-05 8.467365

30

3.58857.E-05

6.65763.E-02

3.35753.E-02 7.17714.E-05 6.479626

100

1.19619.E-04

6.59804.E-02

3.39472.E-02 2.39238.E-04 5.369270

300

3.58857.E-04

6.42779.E-02

3.50098.E-02 7.17714.E-04 4.950012

1000

1.19619.E-03

5.83191.E-02

3.87290.E-02 2.39238.E-03 4.785056

3000

3.58857.E-03

4.12937.E-02

4.93554.E-02 7.17714.E-03 4.735776

3696（上限値）

4.42112.E-03

3.53689.E-02

5.30534.E-02 8.84223.E-03 4.731083

表2.1.6

水反射体の数密度元素

゜H

表2.2.1数密度―1―1[barn cm ]6.68317E-02
3.34159E-02

臨界計算に用いたコ ー ドおよびライブラリ
計算コ ー ド

MVP2

断面積ライブラリ

JENDL-4.0

総ヒストリ ー 数

11000000

有効ヒストリ ー 数

10000000

バッチ数

1000

捨てバッチ数100- 30 28

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付録A

混合燃料の二重装荷

図 2.1.3 に示した混合燃料が二重装荷された場合、 すなわち実際の Pu 量の 2 倍が装荷された場合の実効増倍率を、 図 A.1 に示す計算体系で評価した。 図 2.1.3 と比較して、新たに水蒸気（水の容器中での割合の変化を模擬した計算であるが、 ここでは水蒸気という表現を用いる）の領域 iv が追加されたことに注意されたい。 この水蒸気の領域 iv は、 表

2.1.6 に示した水反射体領域の水密度割合を変化させることで表わされる。 また、 燃料を囲む厚さ 30cm の水反射体は、第 2 章で用いた球形状ではなく直方体（領域 v) とした。

領域 iii の水溶液濃度および領域 iv の水密度割合をパラメ ー タとしたときの、実効増倍率の変化を表A.1と図A.2に示す。 二重装荷を考慮した場合においても未臨界となる結果が得られた。

- 34 32

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付録 2
周辺監視区域内運搬容器(容器名称 : プルトニウム研究 1 棟運搬容器)の原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則への適合性について- 37 35This is a blank page.

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別添資料

周辺監視区域内運搬容器（容器名称：プルトニウム研究１棟運搬容器）の原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域
内運搬規則への適合性について

平成３１年３月
臨界ホット試験技術部
ホット使用施設管理課- 39 36

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目次

１． 概要 -------------------------------------------------------------------41
２． 運搬容器の概要 ---------------------------------------------------------41
３． 収納物の概要 -----------------------------------------------------------41
４． 本運搬容器が適合すべき基準及び適合性評価 -------------------------------42
図1 運搬物収納概略図-------------------------------------------------------45
参考資料１ 核燃料等運搬物 発熱量評価 ---------------------------------------46
参考資料２ 核燃料等運搬物 遮へい評価 ---------------------------------------47
参考資料３ 運搬容器 落下試験評価結果 ---------------------------------------49
参考資料４ 核燃料等運搬物 漏えい率評価 -------------------------------------70- 40 37

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４．本運搬容器が適合すべき基準及び適合性評価
Ⅱ型運搬容器が適合すべき基準は、内運搬規則第４章第１２条 （設計基準）、１３条 （試験基準）及び第１４条（判定基準）である。以下にそれぞれの基準を示し適合性評価を記す。
4.1 設計基準(1) 外接する直方体の各辺が 10cm 以上であること｡
・運搬容器の大きさは、直径約 70cm、高さ約 60cm である。
(2) 容易に、かつ、安全に取り扱うことができること。
・運搬物には吊下げ金具を設置するフランジ補強リブ及び蓋吊上げ用アイボルトを設けており、容易に、かつ、安全に取り扱うことができる。
(3) 運搬中に予想される温度及び内圧の変化、振動等により、亀裂、破損等を生ずるおそれがないこと。
・内運搬容器規則の環境基準は-13℃から 38℃の範囲内であり、運搬容器は鋼製であるため、環境基準における内圧上昇に十分耐えられる。収納物の発熱量は１Ｗ以下であり、発熱に伴う温度上昇及び内圧の上昇は無視できる。運搬容器は鋼製であるため、振動等による亀裂、破損等を生ずるおそれはない。(参考資料 1 核燃料等運搬物 発熱量評価に示す。)(4) 容器表面に不要な突起物がなく、かつ、表面の汚染の除去が容易であること｡
・容器表面に不要な突起物はなく、かつ、表面を油性塗料で塗装してあるため平滑であり除染は容易である｡(5) 材料相互の間及び材料と収納される放射性物質等の間で危険な物理作用又は化学反応の生じるおそれがないこと。
・運搬容器は鋼製であり、放射性物質等は、ステンレスの収納容器ごと収納するため、材料相互の間において危険な物理作用又は化学反応の生じるおそれがない。また、放射性物質等はＰＶＣバッグで封入されて収納容器保管されているため運搬容器への危険な物理作用又は化学反応の生じるおそれがない。
(6) 弁が誤って操作されないような措置を講ずること｡
・容器に弁は有していない。
(7) 運搬容器の吊り上げ用具の安全率は、降伏応力又は耐力に対して３以上とすること。
・吊り上げ用具は、安全率が３以上のものを使用する。
(8) 容器表面の線量当量率が２mSv/h を超えず、かつ、表面から１ｍ離れた位置における線量当量率が 100μSv/h を超えないこと｡
・評価の結果、容器表面の線量当量率は約 1.69mSv/h であり、２mSv/h を超えることはない。また、表面から１ｍ離れた位置における線量当量率は約 1.33μSv/h であり、100μSv/h を超えることはない。(参考資料 2 核燃料等運搬物 遮へい評価に示す。)(9) 核分裂性物質の運搬容器は、運搬中いかなる状態においても臨界に達しないこと｡
・プルトニウムの最大収納量は xx g である。内運搬規則に示されている TID-7016 の最

- 42
39 -

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小臨界量 5.6kg(金属)の 50％である 2.8kg に満たない。このため臨界に達することはない。
(10) 運搬容器の密封性は、容器、内容器又は包装等で確保すること。
・運搬容器の密封性は、運搬容器本体で確保している。
4.2 試験基準(1) Ⅱ型運搬容器は一般の試験及び特別の試験で行う。なお、これらの試験は、①計算による解析 ②実物容器、原型容器又はサンプルによる試験 ③縮尺模型による試験のいずれか又はその組み合わせより行う｡
・計算による解析と原型容器による試験の組み合わせより行った｡(2) 供試験物は、最大の破損を受けるように落下試験台上に落下させる。
・計算による解析を行い、最大の破損を受けるように落下試験台上に原型容器を落下させた。(参考資料3 運搬容器 落下試験評価結果に示す。)(3) 供試験物は、以下に示す距離で自由落下させる。
一般の試験 運搬容器重量が５ton 未満であるため、1.2m。 特別の試験 1.6ｍ。
・特別の試験条件 1.6ｍにおいて 4.3 項の判定基準を満足した場合は一般の試験を省略できるため、落下試験は、特別の試験条件の 1.6ｍから落下させた。
4.3 判定基準Ⅱ型運搬容器は、次の表の判定基準を満足するものが合格となる｡
判
容

器

種

別

試

験

区

分

容器線量当量率
表

面

密

温

臨

界

性 * 1

準

一般の試験

特別の試験

表面

２mSv/h－１ｍ－

漏 洩 率 及び 量面

基

Ⅱ型運搬容器度

表

定度

10mSv/h0.4(α)、4(β,γ)Bq/cm2－＜1×10-6Ａ2Bq/h*2＜Ａ2Bq/週*4

85℃*3

－

いかなる場合でも未臨界であること＊１ 核分裂性物質の運搬容器の場合（評価は信頼性のある計算手法又はデータによること。）＊２ 温度が -13℃～38℃である環境に放置した状態＊３ 温度が 38℃である環境に６時間放置したときの日陰における値＊４ 温度が -13℃～38℃である環境に６時間放置した状態（ただし、クリプトン 85 については 100TBq とする。）- 43 40

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判定基準の適合性判定基準は、一般の試験基準を使用する。
(1) 容器表面の線量当量率（判定基準：表面 2mSv/h）
落下試験後の容器に大きな変形や損傷が無いため、設計基準の 4.1(8)で示した遮へい能力に変動が無い。このため、容器表面が約 1.69mSv/hで表面から１ｍ離れた点においては約 1.33μSv/h であり、判定基準を満足している。
(2) 表面密度（判定基準：0.4(α)、4(β,γ)Bq/cm2）
運搬容器は新規に製作したものであり、汚染されていない。このため、判定基準を満足している。
(3) 漏 えい 率 及 び 量（判定基準：<1×10-6Ａ2Bq/h）
落下試験後に行った漏えい試験により判定基準を満足することを確認した。（参考資料 4 核燃料等運搬物 漏えい率評価に示す。）(4) 表面温度（判定基準：85℃）
設計基準の 4.1(3)で示した通り、収納物の発熱量が、１W 以下であり、本運搬物の温度上昇を引き起こすものではない。このため、判定基準を満足している。
(5) 臨界性（判定基準：いかなる場合でも未臨界）
設計基準の 4.1(9)で示した通り、プルトニウムの最大収納量は xx g である。内運搬規則に示されている TID-7016 の最小臨界量 5.6kg(金属)の 50％である 2.8kg に満たない。このため臨界に達することはない。いかなる条件においても臨界に達することはない。
上記により、原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則へ適合している。

- 44 41図1 運搬物収納概略図

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参考資料 1

核燃料等運搬物 発熱量評価
核燃料等運搬物に収納する核燃料物質等の発熱量評価を実施し、その安全性を確認する。
１．評価条件(1) 核燃料物質等の量
プルトニウムの最大収納量は xx g である。
(2) 核種組成比及び発熱量計算
運搬するプルトニウムの同位体組成比は 「239Ｐｕ：xx wt％、240Ｐｕ：xx wt％、241Ｐｕ：x wt％」であるが、約 50 年経過しているため、計算により核種毎の組成比を求めて、発熱量計算を行 った。
50 年経過後のプルトニウム xx g の主な核種、発熱量は、以下に示すとおりである。
元素同位体及び質量

発熱量(W )

同位体

質量（g)

２３９

xxxx

1.61×10-1

２４０

xxxx

1.06×10-1

２４１

xxxx

2.85×10-4

２４１

xxxx

9.73×10-2

xxxx

3.66×10-1

Ｐｕ
Ａｍ
総存在量

核種組成比及び発熱量については、ORIGEN-2 コードを用いて評価した。
２．評価結果発熱量は 約 0.37Ｗであるため、運搬容器に有意な温度上昇は生じない。

- 46 43

備 考

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参考資料 ２

核燃料等運搬物 遮へい評価
核燃料等運搬物の遮へい計算を実施し、運搬物の基準を満たすことを確認する 。
1. 計算条件(1) 収納する核燃料物質の主な種類及び量は、以下に示す。
元素同位体及び質量半減期（y）

半減期（ｓ）

放射能（Bq）

xxxx

7.04E+08

2.22E+16

xxxxE+xx

２３９

xxxx

2.41E+04

7.60E+11xxxxE+xx

２４０

xxxx

6564

2.07E+11xxxxE+xx

２４１

xxxx

14.35

4.53E+08

xxxxE+xx

２４１

xxxx

432.2

1.36E+10xxxxE+xx

同位体

質量（g)

２３５

Ｕ
Ｐｕ
Ａｍ

収納最大量 xx ｇのプルトニウムで５０年経過したものとして評価した。
(2) 運搬容器（遮へい物）の形状、寸法
JIS 規格等
材 質

評価上

寸法

寸法許容差

材 質

寸法（mm)

JIS 規格

許容差

（mm)
➀収納容器

SUS304

3.0

Ｆｅ

2.7

-

-

➁内筒

SPHC

2.3

Ｆｅ

2.07

ＪＩＳ Ｇ3131±0.17mm③緩衝材(空気層)

ｱﾙﾐﾊﾆｶﾑ

15

-

13.5

-

-

④本体

STPG370

7.9

Ｆｅ

7.11

ＪＩＳ G3454±10％

緩衝材及び内筒は加工するため評価上の厚さを-10％とした。

(3) 線源の形状及び状態➀ プルトニウムの最大収納量は xx g であり、線源形状を点線源として容器表面に密着させて評価した。
➁ プルトニウムは５０年経過したものとし、ORIGEN-2 コードにより、生成された核種全てを用いて計算した。

- 47 44

JAEA-Technology 2021-001- 48 45

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参考資料 3

運搬容器 落下試験評価結果
内運搬容器規則 第１３条 2(1) 「供試物は、最大の破損を受けるように落下試験台上に落下させること」に対する落下試験方法の妥当性を評価する。

１. 落下高さ「1.6ｍ」➀ 一般の試験条件に設定されている 1.2m の高さである。
➁ 特別の試験条件に設定されている 1.6m の高さである。
③ 特別の試験条件 1.6ｍにおいて判定基準を満足した場合は一般の試験を省略できる。
以上の条件により落下高さを「1.6ｍ」とし、一般の「1.2m」は省略する。
２. 評価方法
落下試験評価は、計算による解析および原型容器による試験の組み合わせで行う。
(1) 運搬容器の強度計算結果(添付 1 強度計算書）➀ 運搬物を含む運搬容器約 200kg の 1.6ｍからの衝撃荷重は 1,120,000N である。
➁ 運搬物の最大質量は 26kg であるが、輸送容器内の緩衝物により衝撃は吸収される。
③ フランジ周りの隅肉溶接部分が衝撃荷重に対する耐力が弱く、フランジ補強リブにより耐力を補っている。
(2) 原型容器による自由落下試験時の落下方法
強度計算により最大損傷を受ける箇所を絞り込み、以下の 2 か所を衝撃点とすることとした。

➀ フランジ補強リブを衝撃点とする落下角度
強度計算結果、容器本体においてフランジ周りの隅肉溶接部分が、衝撃荷重に対して一番弱い。このため、フランジ補強リブで補強している。このフランジ補強リブを衝撃点とした。これにより、リブが接するフランジの隅肉溶接部に大きな衝撃力を与えることとなる。また、 フランジ補強リブの隅肉溶接の耐力（せん断）が、衝撃荷重の 0.067 倍であるため、溶接耐力も評価ができる。
➁ 蓋カバー外周上端部角を衝撃箇所とする角度
密封性の確保にあたり、蓋と本体のシール部が、最も重要である。このためこの部分が損傷を受けるように、落下試験を行った。
３．評価結果運搬容器は同一の材料及び寸法で２体製作し、そのうちの１体を落下試験に供した。
落下試験において、「内容器にき裂、破損、大きな変形が生じないこと」という基準を満足していることを確認した。また、衝撃を与えた補強リブの隅肉溶接部に剥離やき裂等の異常がないことも確認した。

- 49 46

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試験結果の詳細は、次のページより記載する。
詳細記録は、運搬容器製作後に製作会社より提出された試験検査成績書等から、抜粋したものである。

- 50 47

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参考資料 4

核燃料等運搬物 漏えい率評価
１. 漏えい基準
漏えい率及び量の判定基準「 <1×10-6Ａ2 Bq/h 」（内運搬規則 第 14 条 2 項）
２. 運搬物(Pu)の仕様(1) 同位体組成比
同位体組成比 「239Ｐｕ：xx wt％、240Ｐｕ：xx wt％、241Ｐｕ：xx wt％」の物が、約 50 年経過している。
表１に、上記組成比のプルトニウムが 50 年経過した同位体の重量及び放射能量を示す。
表１ 同位体の比放射能と A2 値 データ
種 類

比放射能(Bq/g)

A2 値(Bq)

重量(g)

Ｕ-235

8.00E+04-

xxxx

Ｐｕ-2392.30E+09

1.0E+09xxxx

Ｐｕ-2408.40E+09

1.0E+09xxxx

Ｐｕ-241

3.83E+12

6.0E+10xxxx

Am-241

1.27E+11

1.0E+09xxxx(2) 形状「粉末」
プルトニウムは、ガラスバイアル瓶又は金属缶等に封入され、外側をビニルパックで溶封されている。さらに、これを、金属製の収納容器に入れ保管されている。今回の運搬では、この収納容器ごと運搬容器に収納するが、漏えい率評価上は包装や収納容器がなく、運搬容器内に分散しているものとする。また、核燃料物質等の形状は「粉末」とする。
(3) 漏えい時の核燃料物質(Pu)濃度「5×10-9g/cm3」
核燃料物質(Pu)は酸化物粉末であると仮定し、Battelle Columbus Laboratories で行われた 50
μm 径のオリフィスを用いた二酸化プルトニウム粒子の漏えい試験における変換係数 PuO2/He(μg/cm3)（参考文献（1)）を用いる。すなわち、参考文献(1）に示された最大値である 5×10-3
μg/cm3（5×10-9g/cm3 ）を用いる。
本運搬容器は、周辺監視区域内のⅡ型運搬容器であるため、同じⅡ型運搬容器である原子力機構大洗研究所の「燃研運搬容器２」に用いられている漏えい率評価手法を参考とした。
これは、B(M)型輸送容器として国の承認を得ている JMHL-78Y15T 型輸送容器の漏えい率評価に用いられたものである。

- 70 67

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３. 容器内の圧力(1) 温度変化により内圧上昇
内運搬容器の技術基準として想定した環境の温度範囲は－13℃から 38℃である。運搬
容器内の温度が-13℃(260K)から 38℃（311K）に上昇するとボイルシャルルの法則により気体圧力は絶対温度に比例するため、内圧上昇を、20kPa 増加することとする。

𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃
𝑇𝑇𝑇𝑇𝑇

=

𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃
𝑇𝑇𝑇𝑇𝑇

容積が一定のため圧力は 311(K)/260(K)≒1.196 倍(2) 周囲の圧力変動による内圧上昇
内運搬容器に周囲の圧力変動の規定が無いため、外運搬規則〔第五条第五号〕に「周囲の圧力を六十キロパスカルとした場合に、放射性物質の漏えいがないこと」と規定があるため、周囲圧力が減少ことに伴い、内圧が約 40kPa 増加することとする。
上記(1)(2)の理由を合わせ「60kPa」とする。
４. 容器の漏えい率の設定
2 項表 1 に示す U-235 は A2 値に制限が無いため、Pu と Am のみを対象とし、漏えい時の核燃料物質(Pu)濃度内に U は存在しないものとして、保守的に評価する。
下記の順により漏えい率を設定した。
(1) 漏えい基準 「<1×10-6Ａ2 Bq/h」時のプルトニウム漏えい率（g/h）を求める。
(2) 上記(1)時の運搬容器の漏えい率（std.cm3/ｈ）を求める。
(3) 上記(2)に安全率をかけて設定する。
(1) 漏えい基準時のプルトニウム漏えい率（g/h）
個々の同位体ごとに判定基準の割合を計算し、以下のとおり求めた。

𝐿𝐿𝐿𝐿𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃 =100
𝑊𝑊𝑊𝑊𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃239 × 𝐴𝐴𝐴𝐴𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃239 𝑊𝑊𝑊𝑊𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃240 × 𝐴𝐴𝐴𝐴𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃240 𝑊𝑊𝑊𝑊𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃241 × 𝐴𝐴𝐴𝐴𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃241 𝑊𝑊𝑊𝑊𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴241 × 𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴241+++
𝐴𝐴𝐴𝐴2𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃239
𝐴𝐴𝐴𝐴2𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃240
𝐴𝐴𝐴𝐴2𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃241
𝐴𝐴𝐴𝐴2𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴𝐴241𝐿𝐿𝐿𝐿𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃𝑃: Pu の漏えい率（g/h）

𝐴𝐴𝐴𝐴2: 個々の判定基準（Bq /g） [A2 値の 100 万分の 1]

𝑊𝑊𝑊𝑊
𝐴𝐴𝐴𝐴

: 個々の重量（％）: 個々の比放射能（Bq /g）比放射能および A2 値は、表 2 を参照

計算の結果 「2.3×10-7g/h」- 71 68

JAEA-Technology 2021-001

表 2 運搬物の各同位体の比放射能、判定基準値 及び重量(%)
種 類

比放射能(Bq/g)

判定基準(Bq)

重量(%)

Ｐｕ-2392.30E+09

1.0E+03xx

Ｐｕ-2408.40E+09

1.0E+03xx

Ｐｕ-241

3.83E+12

6.0E+04xx

Am-241

1.27E+11

1.0E+03xx(2) 漏えい基準値時の運搬容器の漏えい率（cm3/ｈ）
濃度 5×10-9g/cm3（2.項(3)参照）のプルトニウムが、基準値時の 2.27×10-7g/h（上記(1)の計算結果）で漏えいする時の輸送容器の漏えい率を求める。
2.27×10-7(g/ｈ)÷5×10-9(g/cm3)＝「45.4std.cm3/ｈ」(3) 容器漏えい率の判定基準
安全率を 1.5 倍以上とする。
45.4std.cm3/ｈ÷1.5=30.2 std.cm3/ｈ「30.2 std.cm3/ｈ」 以下とする。
５. 漏えい検査時の圧力低下判定基準
本運搬容器の空間容積が約 64,000 cm3 あり、判定基準の漏えい量は「30.2 std.cm3/ｈ」 以下と少なく、圧力計による検査が難しい。このため、本運搬容器に試験用ワークを入れ、容積を少なくし、判定することとした。
(1) 運搬容器本体の容積（φ390.6×535h mm）
19.532×3.14=1197.66

1197.66×53.5 = 64074.81≒64,075 cm3(2) 試験用ワーク① 円筒（φ380×490h mm） 1 個
192×3.14×49 = 55543.46≒55,543 cm3➁ 鉄板（φ360×9t mm） ４枚
182×3.14×0.9 = 915.62 915.62×4 = 3662.48≒3,662 cm3➂ 中空円（φ380×2.3t×37h mm） 1 個
3.14×（382-37.542）/4×3.7 = 97.64≒97 cm3
ワーク合計 59,302 cm3- 72 69

JAEA-Technology 2021-001(3) 試験時の空気量
検査圧力が 0.16MPa 以上(A)である。
① 運搬容器の空間容積
容器本体の容積-試験用ワーク容積＝空間容積64,075cm3－59,302cm3 = 4,773cm3② 試験圧力時（0.16MPa）の空気量
標準気圧 0.101325MPa、Ｐ１×V1=Ｐ２×Ｖ２により標準気圧に低下するまでに排出される空気量は2.764cm3≒0.16MPa×4.773cm3/0.101325MPa-4.773cm3③ 圧力が 1 パスカル低下する毎の空気量
0.0471 cm3 ≒ 2.764 cm3 / (160,000Pa - 101,325 Pa)(4) 判定基準① 容器漏えい率の判定基準を「30.2 std.cm3/ｈ」 以下とする。
② 圧力が 1 パスカル低下する毎の空気量は、「0.0471cm3」である。
③ 試験に使用する圧力計（DMS-7S-200A）は、最大表示 6 桁 精度±0.07％F.S.である。
①及び②により、時間当たり 30.2 /0.0471＝641Ｐａ低下しなければ合格となる。しかし、③の圧力計の精度が±140(200,000×0.07％F.S.)であるため、これを考慮し実際の目量で501Pa/h 低下しなければ合格とする。 但し、試験検査時に外気温度等に変化が起きた場
合は、これを考慮する。
6. 漏えい試験検査結果
落下試験は、フランジ補強リブを衝撃点とする落下試験(1)と蓋の角を衝撃点とする落下試験(2)の 2 通り行い、各試験前後に漏えい試験検査を行った。
試験検査結果を以下の表に示す 。
落下試験前試験検査
外気温度

圧力

経過

温度差

差圧

（℃）

（Pa）

時間

（℃）

（Pa）

15:05

18.16

175,395

-

-

-

15:40

17.47

175,299

0:35

▲0.69

▲96

時刻

No.1

漏えい率
No.2

備 考
落下試験用に用いた容器

165 Pa/h

11:15

19.27

166,612

-

-

-

12:15

19.52

166,618

1:00

△0.25

△6

漏えい率

内圧が少し上昇-6 Pa/h- 73
70 -JAEA-Technology 2021-001

落下試験(1)後の試験検査（No.1 容器）
外気温度

圧力

経過

温度差

差圧

（℃）

（Pa）

時間

（℃）

（Pa）

15:17

17.67

164,140

-

-

-

16:25

17.30

164,145

1:00

▲0.37

▲5

時刻
落下
試験後

漏えい率

備考

5 Pa/h落下試験(2)後の試験検査（No.1 容器）
外気温度

圧力

経過

温度差

差圧

（℃）

（Pa）

時間

（℃）

（Pa）

18:20

12.05

174,850---

2 回目の落下試験

19:20

11.24

174,567

1:00

▲0.81

▲283

のため再確認

時刻
落下
試験前
落下
試験後

漏えい率
14:56

9.98

175,839

15:56

9.89

175,504

備考

283 Pa/h
1:00

漏えい率

▲0.09

▲335
335 Pa/h以上の試験結果により、判定基準値の「501Pa/h」以下である。このため、漏えい率及び量の判定基準「<1×10-6Ａ2 Bq/h」（内運搬規則 第 14 条 2 項）を満たしている。
試験結果の詳細は、次のページより記載する。
詳細記録は、運搬容器製作後に製作会社より提出された試験検査成績書等から、抜粋したものである。
参考文献（1) NUREG/CR-1302 PNL-3278、1980“Study of Plutonium Oxide Powder Emissions
from Simulated Shipping Container Leak”- 74 71

JAEA-Technology 2021-001

登録申請品漏洩検査

名

|

��

形

式

検 査番号

漏 洩 検 査（自主検査記録）□------- 三

検査年月日

事業所内運搬容器製作

No. 2

五

査

1

平成 30年 10月18日
CTC協力工場ライプ工業牒）者

1 ．検査方法（自主検査）
検査対象容器をJAEA原子力科学研究所殿の要求する加圧条件下で別途定める設定時間
放習し圧力の低下が基準値以下であることを圧力計で確誇する。
2．判定基準（自主検査）
圧力の低下が基準値以下であること。
※加圧条件： �o. 160 MPa (A) 加圧時間： 0. 5h......,2h

基準値（漏洩墨）： 30. 2std • cm 3/h

3.判定結果基 準 値

結果

�30. 2 std· cm 3/h

良※加圧時間： （自） 11 : 15
※検査圧力： （自） 166, 612Pa (Al※環境温度： （自） 19. 27℃（至）12: 15（至） 166, 618 Pa (A)（至） 19. 52℃※記録写真添付※圧力計許容下限値 A.493/h 166, 119Pa (Al1digit=3, 116cm 3 (3.116ll/65, 287=0.0477an 3/Pa
圧力計精度士 140Pa (200, 000 XO. 07% F. S.)
30.2 std • cm 3/h/0. 0477cm 3=633

633-140=493/h
4総合判定
合格

72

- 75 -

1h (60min)

備考

JAEA-Technology 2021-001

73- 76 -

JAEA-Technology 2021-001

74- 77 -

JAEA-Technology 2021-001

フランジ補強リブを衝撃点とする落下試験前 （落下試験用容器）

漏 洩 検 査（自主検査記録）品 形

名 ！事業所内運搬容器製作

式ピ—-------

検 査番号

検査年月日

検 査場所
検

〗一

査者

平成 30 年 10 月 18 日
1
CTC 協力工場ライフ工業（樹1．検査方法（自主検査）
検査対象容器をJAEA原子力科学研究所殿の要求する加圧条件下で別途定める設定時間
放臨し圧力の低下が基準値以下であることを圧力計で確認する。

々#1

�30. 2 std· cm 3/h※加圧時間：（自） 15:05※検査圧力：（自） 175, 395Pa (A)※環境温度： （自） 18. 16℃

（至）

果
←

基 準 値

＊ロ

[-―-

基準値（漏洩鐙）： •30. 2std · cm ツh

丁丁

3.判定結果｀2．判定基準（自主検査）
圧力の低下が基準値以下であること。
※加圧条件： �O. 160 MPa (A) 加圧時間： 0. 5h�2h

15 : 40
O. 56h (35m in)（至） 175, 299Pa {Al（至） 17. 47 ℃

※記録写真添付※圧力計許容下限値 .A.493/h
174, 902Pa (A)1dig i t=3, 535 cm 3 (3. 535U /74, 070Pa=O. 0477 cm 3/Pa
圧力計精度士 140Pa (200, 000 X 0. 07% F. S.)

30.2 std • cm ツh/0. 0477 cm 3=633
633-140=493/h

4．総合判定合格75- 78 -

三□

JAEA-Technology 2021-001

76- 79 -

JAEA-Technology 2021-001

77- 80 -

JAEA-Technology 2021-001

フランジ補強リブを衝撃点とする落下試験後（落下試験用容器）

名一 式

品 形

検 査番号

漏 洩 検 査（立会検査記録）--------

事業所内運搬容器製作

平成30 年 10 月 23日
竺
検 査場所 !CTC協力工場ライフ工業（株）

No. 1

検

査ーる

1．検査方法（立会検査）
検査対象容器を落下試験後に JAEA 原子力科学研究所殿の要求する加圧条件下で別途定める
設定時間放證し圧力の低下が基準値以下であることを圧力計で確誇する。

2．判定基準（立会検査）
圧力の低下が基準値以下であること。
※加圧条件： �o. 160 MPa (A) 加圧時間： 0. 5h--.,2h
3. 判定結果

万Iー

基 準 値

�30. 2 std· cm 3/h※加圧時間：（自） 15:17（至）基準値（漏洩量）： 30. 2std • cm ツh

16:25

り・

．
．

.
ヽ5

`
f
t
‘

※検査圧力：（自） 164, 140Pa (Al （至） 164, 145 Pa (A)※環境温度：（自） 17. 67 ℃（至） 17. 30℃※記録写真添付※圧力計許容下限値▲493/h 163, 647Pa (Al1di gi t=2, 998 cm 3 (2. 998L) /62, 815=0. 0477 cm 3
圧力計精度士 140 Pa (200, 000 X 0. 07% F. S.)
30.2 std · cm 3/h /O. 0477 cm 3=633

633-140=493

4. 総合判定
合格

78- 81 -

1.13h (68min)

備考-]

JAEA-Technology 2021-001

79- 82 -

JAEA-Technology 2021-001

80- 83 -

JAEA-Technology 2021-001

蓋カバ ー 外周上端部角を衝撃箇所を衝撃点とする落下試験前

漏 洩 検 査（自主検査記録）
品

名

検 査場所
検 査番号

軍業所内運搬容器製作

1

CTC 協力工場ライフ工業株）

-

検査年月日

「］;玉云面五[- ----- - | 検査立会者

H30. l 0. 23検査実施と同 一検査体

1．検査方法

平成 31 年 2 月 26 日

検査対象容器を落下試験前に JAEA 原科研殿の要求する加圧条件下で別途定める設定時間
放罹し圧力の低下が基準値以下であることを圧力計で確認する。

ti·,.

·"·．．、 9.{

2. 判定基準
圧力の低下が基準値以下であること。
※加圧条件； �o. 160 MPa (A) 加圧時間： 0. Sh-2h

基準値（滞洩盪）： 30. 2std • cm 3/h

3. 判定結果
判定基準

結果

備考

�30. 2 std· cm 3/h良�13. 7 std· cm ツh※加圧時間： （自） 18:20（至） 19:20※検査圧力： （自） 174, 850Pa (A)※環境温度： （自） 12. 05℃（至） 174,562 Pa (Al（至） 11. 24℃※圧力計許容下限値 .A.493/h 174, 357Pa (Alldigi t=2, 998 cm 3 (2. 998U /62, 815=0. 0477 cm 3
圧力計精度士 140 Pa 1200, 000 X 0. 07席 F. S. l
‘
"9 、f
`:t

30.2 std • cm ツh/0. 0477 cm 3：：肪3
633-140=493※検査記録写真添付

4．総合判定81- 84 -

1.0h (60min)

JAEA-Technology 2021-001

82- 85 -

JAEA-Technology 2021-001,

83- 86 -

JAEA-Technology 2021-001

84- 87 -

JAEA-Technology 2021-001

蓋カバ ー 外周上端部角を衝撃箇所を衝撃点とする落下試験後

名品

漏 洩 検 査（立会検査記録）
事業所内運搬容器製作

検 査年月日

検 査場所

CTC協力工場ライフ工業（株）

検 査実施者

検 査番号

H30. 1 O. 23検査実施と同 検査体

検 査立会者一

平成31年2月27 日

1検査方法（立会検査）
検査対象容器を落下試験後にJAEA原科研殿の要求する加圧条件下で別途定める設定時間
放饂し圧力の低下が基準値以下であることを圧力計で確認する。

／ ．．

（ ＂ ．． •I

2．判定基準（立会検査）
圧力の低下が基準値以下であること。
※加圧条件： �0.160 MPa (A) 力n 圧時間： 0. 5h,._,2h

基準値（漏洩蓋）： 30. 2std • cm ツh

3. 判定結果
．
判定基準

結 果

備考

�30. 2 std· cm 3/h

良=.:16.0 std·cm 3/h※加圧時間： （自） 14:56※検査圧力：（自） 175, 839Pa (Al※環境温度： （自） 9. 98℃

1. Oh (60min)（至） 15: 56（至） 175, 504 Pa IA)（至） 9. 89℃

.

t
ぐい

t

※圧力計許容下限1直A.493/h 175, 346 Pa IA)
1digi t=2, 998 cm 3 (2. 998Ll /62, 815=0. 0477 cm 3
圧力計精度士 140 Pa (200, 000 X 0. 07% F. S.)
30.2 std・cm3/h/0.0477 cm3 = 633
633-140 = 493※検査記録写真添付
4． 総合判定合格

85- 88 -I

JAEA-Technology 2021-001

86- 89 -

JAEA-Technology 2021-001

87- 90 -

JAEA-Technology 2021-001

付録 3 運搬容器の事業所登録依頼書- 91 88

This is a blank page.

JAEA-Technology 2021-001- 93 -

JAEA-Technology 2021-001

90- 94 -

JAEA-Technology 2021-001- 95 91

This is a blank page.

JAEA-Technology 2021-001

付録 4 運搬業務委託の仕様書及び品質保証関係確認書類- 97 92

This is a blank page.

JAEA-Technology 2021-001

付録 4-1

核燃料物質運搬業務

仕様書

令和２年８月
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
原子力基礎工学研究センター
原子力化学ディビジョン 分析化学研究グループ- 99 93

JAEA-Technology 2021-001

目

次

１．件名 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
２．目的及び概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
３．作業実施場所 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
４．作業期間 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
５．納期 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
６．作業内容 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
6.1 運搬する運搬容器 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101
6.2 作業範囲及び項目 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 101
6.3 作業内容及び方法等 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・102
７．業務に必要な資格等 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・102
８．支給物品及び貸与品 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・102
8.1 支給品 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 102
8.2 貸与品 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・102
９．受注者準備品・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・103
10．提出書類・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・103
11．検収条件 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・104
12．適用法規・規程等 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・104
12.1 関係法令等 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・104
12.2 関係する機構内規程等 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・104
13．特記事項・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・104
14．グリーン購入法の推進

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・105

15．その他 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 105- 100 94

JAEA-Technology 2021-001

１．件名
核燃料物質運搬業務
２．目的及び概要
本仕様書は、日本原子力研究開発機構（以下、原子力機構）原子力科学研究所のプルトニウ
ム研究１棟の廃止に向け、施設内保管してある核燃料物質（プルトニウム）を所内のＮＵＣＥ
Ｆ棟までユニック車を使用して運搬する。この作業で行う運搬容器の運搬業務を受注者に請負わせる為の仕様について定めたものである。
本作業は、核物質の移送であるため、受注者は運搬する運搬容器及び内容物の構造、取扱方
法、関係法令等を十分理解し、受注者の責任と負担において計画立案し、本作業を実施するものとする。
３．作業実施場所
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 プルトニウム研究１棟
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 所内道路
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 ＮＵＣＥＦ棟
４．作業期間
令和２年１１月３０日 ～ 令和２年１２月１１日
なお、作業は上記作業期間内の１０日間とし、作業日については、事前の協議により決定する。また、核燃料物質の運搬先の保安規定変更許可の遅れまたは、悪天候等により作業期間を変更することがある。変更に当たっては、事前に協議するものとする。
５．納期
令和３年１月１５日
６．作業内容６．１ 運搬する運搬容器（１）周辺監視区域内運搬容器
プルトニウム研究１棟運搬容器(PU-01)

別添（図）１参照

６．２ 作業範囲及び項目（１）核燃料物質封入済み運搬容器のパレットトラック等を用いた運搬（２）プルトニウム研究1棟において、車両積載型トラッククレーンを用いた運搬容器の車両積込み・荷降ろし作業（３）核燃料物質封入済み運搬容器のユニック車を用いた運搬（４）ＮＵＣＥＦ棟内におけるユニック車の荷台上での運搬容器の荷降ろし補助及び空の輸送
容器の積込み時の固縛- 101 -

95

JAEA-Technology 2021-001（５）空の運搬容器のユニック車を用いた運搬（６）作業記録の作成
６．３ 作業内容及び方法等（１）核燃料物質封入済み運搬容器の運搬①プルトニウム研究１棟防護区域境界にて核燃料物質封入済み運搬容器を受取り、パレッ
トトラック等を用い、運搬車両（ユニック車)まで移動する。
②核燃料物質封入済み運搬容器を、車両積載型トラッククレーンを用いて運搬車両に積込
み、固縛する。
③プルトニウム研究１棟からＮＵＣＥＦ棟内まで、核燃料物質封入済み運搬容器を運搬する。
④運搬車両荷台において、核燃料物質封入済み運搬容器の固縛を解除し、玉掛け作業を行う。（荷降ろしは、ＮＵＣＥＦ棟のクレーンを使用し、操作は機構が行う）（２）空の運搬容器の運搬①ＮＵＣＥＦ棟にて、空の運搬容器を受取り、運搬車両荷台において固縛する。
（積込み
は、ＮＵＣＥＦ棟のクレーンを使用し、操作は機構が行う）②ＮＵＣＥＦ棟からプルトニウム研究１棟まで、空の運搬容器を運搬する。
③プルトニウム研究１棟にて車両積載型トラッククレーンを使用し、空の運搬容器の荷降ろしを行う。
（３）作業記録の作成
作業を記録すること。但し、写真撮影は機構の承認を得て行い、撮影したものについて
は機構職員に確認を受けること。
７．業務に必要な資格等（１）運搬容器の積み込み、荷降ろし時に、車両積載型トラッククレーン操縦および玉掛け作業を行なう者は、必要な資格を有し、操作に熟練した者であること。
（２）運搬作業にあたる者は、放射性物質等の運搬に関して十分な知識と能力がある者であること。
（３）作業の責任者は、機構で定める工事・作業の安全基準に基づいた現場責任者の資格を所持していること。
８．支給物品及び貸与品
８．１ 支給品なし
８．２ 貸与品
1) パレットトラック
2) 吊具

１台

ワイヤーロープ(１ｍ) ４本、 シャックル４個- 102 -

96

JAEA-Technology 2021-001

3) 固縛用具

ラッシングベルト(巻取側５ｍ、固定側４ｍ) ４本

4) 「放射線周辺監視区域内運搬」標識 ４枚
5) 個人被ばく線量計(PD)３個引渡方法 輸送容器運搬作業開始前に貸与する。
９．受注者準備品
1) ユニック車
2) 運搬車両用赤色灯 数量

１灯3) その他安全用品等
１０．提出書類
No.

書

類

１

作業工程表

２

作業予定者名簿

名

提出時期

部数

１

備

考

【機構の確認要】
必要な資格、及び放射性物質等の運搬に関する知識と能１

力を示す書類等を記載【機構の確認要】

３

総括責任者届１

４

現場責任者の資格の写し

１５

移動式クレーン操作資格の写し

６

玉掛け技能講習修了証の写し７打合せ議事録８

工事・作業安全チェックシート

９

工事・作業管理体制表

10

リスクアセスメントワーク
シート

11

作業実施要領書

12

KY・TBM 実施シート

契約締結後速やかに機構指定様式１

免許または技能講習修了証

１

技能講習修了証

１

打合せの都度１

機構指定様式

１

作業開始１週間前ま
でに

１
１

作業日報

１

14

作業記録

１

機構指定様式
機構指定様式【機構の確認要】
ホールドポイント確認シー

１

13【機構の確認要】

当日分を翌日までにトを含む、機構指定様式

作業終了後速やかに（提出場所） 原子力機構 原子力科学研究所 第１研究棟２４１号室- 103 -

97

JAEA-Technology 2021-001

１１．検収条件「１０．提出書類」の確認並びに、原子力機構が仕様書の定める業務が実施されたと認めた時を以て、業務完了とする。
１２．適用法規・規程等
受注者は業務の実施にあたっては、以下の法令、規格及び関連する各種技術基準に準拠するものとし、機構が安全確保の為の指示を行ったときは、その指示に従うものとする。
１２．１ 関係法令等（１）核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（２）放射性同位元素等の規制に関する法律（旧 放射性同位元素等による放射線障害防止に関する法律)（３）労働安全衛生法（４）電離放射線障害防止規則（５）消防法（６）その他関連する法規、規格及び基準等
１２．２ 関係する機構内規程等（１）原子力科学研究所原子炉施設及び核燃料使用施設等品質マネジメント計画書（２）原子力科学研究所 核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則（３）原子力科学研究所 放射線障害予防規程（４）原子力科学研究所 放射線安全取扱手引（５）原子力科学研究所 安全衛生管理規則（６）原子力科学研究所 事故対策規則（７）原子力科学研究所 地震対応要領（８）原子力科学研究所 構内車両通行規則（９）原子力科学研究所 消防計画
（10）工事・作業の安全管理基準（11）作業責任者等認定制度の運用要領（12）玉掛け作業の管理要領（13）リスクアセスメント実施要領（14）危険予知（ＫＹ）活動及びツールボックスミーティング（ＴＢＭ）実施要領（15）原子力科学研究所における新型インフルエンザ等対策に関する行動計画
１３．特記事項（１）受注者は原子力機構が原子力の研究・開発を行う機関であるため、高い技術力及び高い信頼性を社会的にもとめられていることを認識し、原子力機構の規程等を遵守し安全性に配慮し業務を遂行しうる能力を有する者を従事させること。
（２）受注者は業務を実施することにより取得した当該業務及び作業に関する各データ、技術98- 104 -

JAEA-Technology 2021-001

情報、成果その他のすべての資料及び情報を原子力機構の施設外に持ち出して発表もしくは公開し、または特定の第三者に対価をうけ、もしくは無償で提供することはできない。
ただし、あらかじめ書面により原子力機構の承認を受けた場合はこの限りではない。
（３）受注者は不適合事象が発生した場合、機構職員に直ちに報告し、職員の指示に従い処理を行う。
（４）受注者は異常事態等が発生した場合、原子力機構の指示に従い行動するものとする。
１４．グリーン購入法の推進（１）本契約において、グリーン購入法（国等による環境物品等の調達の推進等に関する法律）に適用する環境物品（事務用品、ＯＡ機器等）が発生する場合は、これを採用するものとする。
（２）「紙類」の基準を満たしたものであること。
１５．その他（１）受注者は、本作業に係る総括責任者、現場責任者（代理を選任した場合はこれを含む。）を選任すること。なお、総括責任者は、現場責任者を兼務することができるものとする。また、現場責任者は作業の管理及び労働災害防止に専念させるため、作業者を兼務しないこと。
（２）現場責任者は、原子力科学研究所の作業責任者等認定制度の運用要領に基づき、現場責任者等の認定に係る教育を終了し、所長の認定を受けた者とすること。
（３）現場責任者は、作業現場の事前調査や周辺の状況調査を行い、作業手順・関係法規・規程基準類などを念入りに検討・確認し、使用機材、不測の事態が発生した場合の処置などを具体的に決定してから、作業に着手すること。
（４）現場責任者は、作業期間中は円滑な遂行を図るとともに、機構担当者との連絡を密にし、常に作業の安全の確保に心がけること。
（５）本作業に従事する者は、作業開始にあたり、機構担当者が行う指定の教育（保安教育、
安全確保の再徹底に係る教育等）を受講すること。
(６) 有資格者の操縦等が必要な作業に対しては、必ず有資格者が作業に従事すること。
（７）本仕様書に伴う防護区等への入退及び作業にあたっては、機構の内部規定等を遵守するとともに、機構に従うこと。
（８）業務の一部を外注する場合には、本要領書の要求事項を外注先まで順守させること。
（９）本仕様書に記載されていない事項又は不明な点については、機構担当者との協議の上決定するものとする。

- 105 -

99

JAEA-Technology 2021-001

付録 4-2

一般競争入札に課した制限
原子力科学研究所調達管理要領（QAM-740）に基づき、本業務の受注者は以下の技術要件を有するものとし、これを証明する資料の提出を求める。
（１）品質管理を行う部門があること（２）品質に係る責任及び権限が定めてあること（３）業務を遂行するための手順等が文書化されていること（４）品質に影響のある業務に従事する要員の教育・訓練を実施し、その記録を残していること(５)製品の不適合が発生した場合の処置手順及び責任者が決まっていること(６)不適合の原因を特定し、再発防止対策を行う仕組があること(７)ISO 9001 の認証取得があること(８)安全文化を育成し維持するための活動に関する仕組があること- 106 100

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付録 4-3

調達要求事項(全てを満たしていること)・引合先の選定に関する事項
引合先の供給能力を評価するための技術要件証明資料の提出
引合先の ISO9001 等の認証（写）の提出
引合先の品質保証について定めた文書の提出
・一般要求事項
品名及び品目又は件名
数量、納期、納入場所及び引渡し場所
・受注者が行うべき業務の範囲適用される法令、規格、基準等
支給品及び貸与品に関する事項
調達製品の検証方法に関する事項
検収条件に関する事項
・機密保持、産業財産権又は知的財産権に関する事項
協議に関する事項
協議に関する事項
要員の力量（適格性を含む）確認に関する要求事項
安全管理に関する事項（作業責任者、現場責任者等の配置を含む。
）
安全文化を育成し維持するための活動に関する必要な要求事項
・製品、業務の手順、プロセス及び設備の承認に関する要求事項
提出書類(仕様書、要領書、図面、品質記録等)の承認の有無、提出方法、提出時期
及び提出部数工程管理に係る書類の提出要求に関する事項
・その他の品質保証に関する要求事項
不適合の報告及び処理に関する要求事項
調達文書に定める要求事項を受注先の外注先にまで適用させるための事項- 107 101

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付録 4-4

品質管理に関する評価項目(全て満たしていること)
・品質管理を行う部門がある・品質に係る責任及び権限が定めてある・業務を遂行するための手順等が文書化されている・品質に影響のある業務に従事する要員の教育・訓練を実施し、その記録を残している・製品の不適合が発生した場合の処置、責任者が決まっている・不適合の原因を特定し、再発防止対策を行う仕組がある
・ISO9001の認証取得がある
・安全文化を育成し維持するための活動に関する仕組がある- 108 102

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付録 5 両施設内及び施設間運搬の作業手順- 109 103This is a blank page.

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その 1)

Pu1 棟内作業手順
核燃料物質の BECKY への運搬のための運搬容器収納、管理区域搬出作業 要領① 核燃料物質のプルトニウム研究 1 棟からの搬出作業
作業手順

ホールドポイント

備考（1）準備
 本要領に基づき作業者全員で作業手順、体制を確認する。
 リスクアセスメント、KY・TBM により
危険ポイント、保護具（特殊作業帽子、
半面マスク、特殊作業衣、布手袋、ゴム手袋、RI 作業靴、軍足）を確認する。
 KY・TBM、作業管理体制表、作業の監督□必要な表示がされているか。
養生シート、濡れウの責務を現場に表示する。

エス、酢ビ袋、汚染 資材を確認する。
 運搬容器を 21 号室または 106 号室から
105 号室に移動する。
 運搬運転手の運転免許証を確認する。

□ハンドリフト上でパレット及び運検査用具一式搬容器が安定か。
□免許証忘れ、期限切れが無いか。

（2）作業 貯蔵室を目視確認する。

□異常がないか。

 作業エリアとその周辺の床面を汚染検査□表面汚染はないか。

する。
 貯蔵棚の表面の汚染検査を実施する。

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

□表面汚染はないか。

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

 作業エリアを養生する。

□養生は適切か。

 運搬容器のふたのピンを外した後、ボル□防護具(軍手または皮手袋)を着用

トを外し、その後蓋についている輪に３したか。

名で指をかけ、垂直に持ち上げ、所定の□蓋を開ける際、作業者の身体や周場所に置く。

辺の器具などにぶつからないよう作業スペースが確保されているか。

 109 号室内作業者は半面マスクを着用す□半面マスクの着用は適切か。

る。
 運搬対象の核燃料物質が収納されている□表面汚染はないか。

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

貯蔵棚の扉を少し開にして、貯蔵棚等の扉側面から内側面を経て、側面、上面を汚染検査する。
 運搬対象の貯蔵容器を一部汚染検査する。

□表面汚染はないか。

 貯蔵容器を貯蔵棚等から取り出す。

□異常がないか。

 貯蔵容器を目視確認する。

□異常がないか。

 貯蔵容器の上面、底面、側面、蓋と本体□表面汚染はないかの境界部分を汚染検査する。
 運搬対象バッチであることを確認し、運α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

□相違がないか。

搬容器に収納する。

- 111 104

JAEA-Technology 2021-001

 運搬容器の蓋を閉める。

□防護具(軍手または皮手袋)を着用したか。
□全てのボルトが取り付けられたか。

 貯蔵棚の扉を閉めて、施錠する。

□施錠したか。

 貯蔵棚の固定ベルトを締める。

□ベルトにねじれ、緩みはないか。

 運搬容器の表面汚染検査、容器表面及び□運搬容器吊り上げ時に作業者の身表面から 1m の線量率測定を実施する。こ

体が挟み込まれないよう距離をとっの際、容器底面はパレットクレーンにてているか。

運搬容器本体を吊り上げて汚染検査を実施する(放管担当)。

□運搬容器吊り上げ時に吊り上げ状

なお、吊り上げ時には担当者はヘルメッ

態は安定しており、底面汚染検査時

トを装着し、作業者以外は運搬容器に近に落下しないか。

づかない。
□表面汚染はないか。

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

 運搬容器をパレットに固縛する。

□運搬容器の表面線量率、表面から

表面 : <2 mSv/h

1m の線量率が基準以下か。

1m : <100μSv/h□固縛状態に、ねじれ、緩みはないか。

（3）貯蔵室および 105 号室の後片付け
 作業者と作業エリアとその周辺の床面の□表面汚染はないか。

養生シートを汚染検査する。

α＜3 cpm、
βγ＜90 cpm

 養生シートを片付ける。
 作業エリアとその周辺の床面の汚染検査□表面汚染はないか。

を実施する。
 貯蔵棚の点検を実施する。

βγ＜90 cpm
□点検様式に従い、施錠、ベルトの取付状況等を点検する。

(4) 運搬容器の 105 号室から管理区域境界への搬出 ハンドリフトで運搬容器をパレットごと持ち上げ、105 号室から汚染検査室に移動□ハンドリフト上でパレット及び運搬容器が安定か。

する。
 汚染検査室から搬出し、管理区域境界で
TNS に引き渡す。

□ハンドリフト上でパレット及び運搬容器が安定か。

(5) 鍵の返却
 管理区域内から退出後。貯蔵室と貯蔵棚の鍵を返却する。

α＜3 cpm、□借用した全ての鍵が返却されること。

- 112 105

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空運搬容器の返却作業 要領② 運搬後の空の運搬容器のプルトニウム研究１棟への受入れ
作業手順

ホールドポイント 運搬容器を管理区域境界で受け取り、21□ハンドリフト上でパレット及び運（1）作業号室に移動する。

搬容器が安定か。

- 113 106

備考

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その 2 ) Pu1 棟－BECKY 間運搬作業手順 (TNS 委託分)
作業要領及びホールドポイント（1/4）

別添－2
確認

項 目

作業内容

ホールドポイント

TNS

JAEA
殿

プルトニウム研究１棟
1.全体作業内容説明
2.作業前準備（毎日）(1)作業員全員に、要領書の説明を行い、作業内

□

□

□

□

□

□

・電源投入の確認はしたか□□

・保護具の装着は適切か□□

・停車位置は適切か□□

・アウトリガーは確実に張り

□

□

□

□

・適切な表示はされているか□□・使用前の確認はしたか□□

・段差は解消したか□□・障害物は除去したか

□

□

□

□

□

□

・周囲に人はいないか□□(2) ユニック車のクレーンフックに玉掛用具を取・玉掛状態は問題ないか□□

り付け運搬容器に掛け吊り上げ準備をする。

・地切りでの吊荷安定確認□□(3)ユニック車のクレーンにて運搬容器を吊り上・吊荷下に人はいないか□□

・運搬容器は安定しているか□□・固縛は適切か□□容を周知徹底する。

・作業員全員に内容が理解されているか(1)現場責任者が、作業者全員に当日の作業内
容、作業分担、作業手順の確認、周知を行う。
(2)リスクアセスメントの説明、KY･TBM を実施す

・作業員全員が内容を理解したか・KY･TBM に全員が参加したかる。
(3)原子力機構殿より貸与頂く、被ばく線量計（PD）を着用する。
3.準備作業【運搬車両準備】(1)ユニック車を原子力機構殿指定の場所へ停車する。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕(2)ユニック車のアウトリガーを張り出し、クレーン旋回範囲をカラーコーンで区画するとともに立入禁止の表示をする。

出しているか・クレーン旋回範囲は区画し〔機材：カラーコーン〕

たか【玉掛、固縛用具準備】(3)原子力機構殿より玉掛用具及び固縛用具を貸与して頂く。
〔工具：玉掛用具、荷締機〕【移動経路の確認】(4)運搬容器を移動する経路を引き取り前に確認
し、段差等について養生する。
(5)運搬経路に破損の恐れのあるものがあれば移・運搬経路は確認したか動する。
〔資材：緩衝材、べニア板〕
4.核燃料物質封入【運搬容器の引き取り】

済み運搬容器の(1)核燃料物質封入済みの運搬容器を汚染検査室

車両への積み込

で原子力機構殿より引き取り、運搬車両の停み、固縛車位置まで移動する。

・パレット、運搬容器は安定しているか〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕〔機材：ハンドパレット〕【運搬容器の積み込み】

げ、車両の荷台へ積み込む。
(4)運搬容器が安定していることを確認し、フッ
クと玉掛用具を取り外し、固縛用具を使用し固縛する。
〔機材：玉掛用具、クレーン、荷締機〕- 114 107

JAEA-Technology 2021-001

作業要領及びホールドポイント（2/4）
確認
作業内容

項 目
5.核燃料物質封入済み運搬容器の車両での運搬

ホールドポイント

TNS

JAEA
殿

【線量測定】原子力機構放管殿(1)運搬車両の表面、表面から１ｍ、運転席の線量

・回転灯の準備はしたか□□

当量の測定を原子力機構放管殿により行う。

・運搬標識は付けたか□□・固縛状態の確認□□

・周囲の確認□□・手続きは完了しているか□□・誘導者は配置したか□□・運搬容器は安定しているか□□(5)原子力機構殿が操作する天井クレーンに玉掛

・使用前の確認はしたか□□

用具を取り付け、運搬容器へ掛け吊り上げ準備

・玉掛状態は問題ないか

□

□

をする。

・地切りでの吊荷安定確認□□

・吊荷下に人はいないか□□

・運搬容器は安定しているか□□・固縛は適切か□□〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕【運搬容器の移動】(2)原子力機構放管殿の手続き終了後、運搬車両をプルトニウム研究１棟からＮＵＣＥＦまで移動する。
燃料サイクル安全工学実験棟(NUCEF)
6.核燃料物質封入済み運搬容器の荷降ろし【NUCEF 内へ運搬車両移動】(1)原子力機構殿の指示に従い、運搬車両を原子力機構殿の指定の場所で停止させ、入域手続きを行う。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕【サービスエリア内へ運搬車両移動】(2)原子力機構殿の指示に従い、運搬車両をサービ
スエリア内へ進入させる。
(3) 玉掛者は運搬車両の荷台へ移動する。
【運搬容器の荷降ろし】(4)運搬車両が完全に停止したことを確認後、運搬容器の固縛用具を取り外す。

(6)天井クレーンにて運搬容器を吊り上げ、車両の荷台から降ろす。
〔機材：玉掛用具、天井クレーン、荷締機〕
7.運搬容器（空）の 【運搬容器の積み込み】
車両への積み込
み、固縛(1)原子力機構殿が操作する天井クレーンにて運搬容器を車両の荷台へ積み込む。
(2)運搬容器が安定していることを確認し、フックと玉掛用具を取り外し、固縛用具を使用し固縛する。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕〔機材：玉掛用具、天井クレーン、荷締機〕- 115 108

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作業要領及びホールドポイント（3/4）
確認
作業内容

項 目
8.運搬容器（空）の車両での運搬

ホールドポイント

TNS

JAEA
殿

【運搬車両汚染検査】原子力機構放管殿(1)原子力機構放管殿による運搬車両の汚染検査

・汚染は無いか□□・固縛状態の確認□□

・周囲の確認□□・退域手続きは完了している□□

・停車位置は適切か□□

・停車位置は適切か□□

・アウトリガーは確実に張り

□

□

□

□

を受検する。
【サービスエリア外へ運搬車両移動】(2)原子力機構殿の指示に従い、運搬車両をサービ
スエリア外へ移動し、所定の場所で停止する。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕【NUCEF 外へ運搬車両移動】(3)原子力機構殿の指示に従いの指示に従い、運搬車両を NUCEF 外へ移動させ、退域手続きを行う。

か【運搬容器の移動】(4)運搬車両を NUCEF からプルトニウム研究１棟の指定場所まで移動し停車する。
プルトニウム研究１棟
9.運搬容器（空）【荷降ろし準備】の荷降ろし(1)ユニック車を原子力機構殿指定の場所へ停車する。
(2)原子力機構殿所有のハンドパレットを準備する。
(3)ユニック車のアウトリガーを張り出し、クレーン旋回範囲をカラーコーンで区画するとともに立入禁止の表示をする。

出しているか・クレーン旋回範囲は区画し〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕

たか〔機材：カラーコーン〕【運搬容器の荷降ろし】・適切な表示はされているか□□(4)運搬容器が安定していることを確認し、固縛用・運搬容器は安定しているか□□(5) ユニック車のクレーンフックに玉掛用具を取・使用前の確認はしたか□□

り付け運搬容器に掛け吊り上げ準備をする。

・玉掛状態は問題ないか□□(6)ユニック車のクレーンにて運搬容器を吊り上・地切りでの吊荷安定確認□□

・吊荷下に人はいないか□□

・運搬容器は安定しているか□□・固縛は適切か□□・運搬経路は確認したか□□

・段差は解消したか・障害物は除去したか

□

□

□

□

具を取り外す。

げ、車両の荷台から降ろす。
(7)予め準備しておいたパレットへ運搬容器を載せ、固縛用具で固縛する。
〔機材：玉掛用具、クレーン、荷締機〕【運搬容器の引き渡し】(8)ハンドパレットで運搬容器を汚染検査室前まで移動し原子力機構殿へ引き渡す。
〔機材：ハンドパレット〕- 116 109

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作業要領及びホールドポイント（4/4）
確認
作業内容

項 目
10.終了確認

ホールドポイント

TNS

JAEA
殿

【後片付け】(1)原子力機構殿より借用した玉掛用具及び固縛・借用品は返却したか□□

・整理整頓はしたか□□

用具を返却する。
(2)運搬用標識を原子力機構殿へ返却する。
(3)ユニック車のクレーン及びアウトリガーを収納する。
(4)カラーコーン及び機材を整理する。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕- 117 110

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その 3 ) BECKY 内作業手順
ホールドポイント（作業担当者が確認）

作業手順
（1）準備

備考

確認者：

 本要領に基づき、作業者全員で作業手順
及び作業体制を確認する。
 リスクアセスメント、KY・TBM により□作業者の保護具は適危険ポイント、保護具（特殊作業衣、特切であること殊作業帽子、布手袋、ゴム手袋、半面マ
スク、RI 作業靴、軍足、ヘルメット）並
びに核燃料庫汚染検査を行う者及び Pu 保
管容器を手持ち運搬する者はポケット線
量計の着用を確認する。

□必要な表示がされて

 KY・TBM、作業管理体制表、現場管理をいることする者の責務及び本要領を現場に表示する。
 サービスエリア床面のユニック車の進入エリア、及び Pu 運搬容器本体及び蓋を置く位置をビニールシートにて養生する。
（2）プルトニウム受入れ作業(2-1)

保管庫の汚染検査、受け入れ準備

確認者：

・半面マスクを着用し、収納する保管庫□表面汚染がないこと

α＜4 cpm、
βγ＜100 cpmの扉とその周辺の汚染検査を行う。
・作業エリアとその周辺の床面を養生する。
・収納する保管庫の扉を開け、扉の内側□表面汚染がないこと

βγ＜100 cpm

及び保管庫内面の汚染検査を行う。汚染が無いことを確認後、半面マスクを脱装する。
(2-2) ユニック車の進入、Pu 運搬容器の開封
・車両入域手続き完了後、トラックをサ

確認者：□入域手続きが完了しービスエリア内に進入させる。

ていること

・ユニック車の荷台にて、車両と Pu 運搬
容器の固縛を解く。
・天井クレーンを用いて、Pu 運搬容器本□Pu 運搬容器本体を必体を吊り上げ、指定の養生エリアに降

要最低限以上に吊り上げないこと□吊り上げた Pu 運搬

ろす。

容器の下部及び周囲に人がいないこと□吊り具が適切である
こと
・Pu 運搬容器の蓋のピンを外した後、ねじを外す。

α＜4 cpm、□ピンを外す際、ハンマーで手指をたたかないこと- 118 111

JAEA-Technology 2021-001

・天井クレーンで Pu 運搬容器の蓋を吊り□吊り具が適切である

上げ、所定の場所に置く。

こと(2-3) Pu 運搬容器から保管容器の取り出し、保管庫への収納・Pu 運搬容器から保管容器を取り出し、確認者：□外観に明確な異常な

外観に異常が無いことを確認する。

いこと□保管容器取扱担当者
はポケット線量計を着用していること

・保管容器及び Pu 運搬容器の内側の汚染□表面汚染がないこと

α＜4 cpm、
βγ＜100 cpm

検査を行う。
・保管容器を核燃料保管室に手持ちにて運搬する。
・保管庫に収納する。
・保管庫の扉を施錠する。

□施錠されていること

・保管庫及び周辺の汚染検査を実施す□表面汚染がないこと

α＜4 cpm、
βγ＜100 cpm

る。
(2-4) 運搬容器の蓋閉め、ユニック車への積載、汚染検査
・天井クレーンで Pu 運搬容器の蓋を吊り

確認者：□吊り具が適切である

上げ、Pu 運搬容器上部に移動したのこと

ち、蓋を閉める。その後、固定用ピンを取□蓋閉め時に、ピンの穴のり付けた後、ねじを締める。

位置が適切であること□ピンを挿す際、ハンマーで手指をたたかないこと□適切に蓋が閉まっていること

・Pu 運搬容器の汚染検査、容器表面及び表面□Pu 運搬容器本体を必から 1m の線量測定を実施する。容器底面

要最低限以上に吊りの汚染検査は天井クレーンにて Pu 運搬容

上げないこと□吊り具が適切である

器本体を吊り上げて実施する(放管担当)。

こと□吊り上げた Pu 運搬容器の下部及び周囲に人がいないこと□表面汚染はないこと

α＜4 cpm、
βγ＜100 cpm□Pu 運搬容器の表面線

・天井クレーンにて Pu 運搬容器をユニッ

量、表面から 1m の線量が表面 : ≦2 mSv/h

基準以下であること

1m : ≦100μSv/h□固縛が適切であること

ク車荷台上にのせ固縛する。
・ユニック車の表面、表面から 1m、運転席の線量測定を実施する(放管担当)。

□ユニック車の表面線量、

表面 : ≦2 mSv/h

表面から 1m。運転席の線

1m : ≦100μSv/h

量が基準以下であること

運転席: ≦20μSv/h- 119 112

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・ユニック車のタイヤの汚染検査を行う□表面汚染がないこと(放管担当)(2-5) Pu 運搬容器のエリア外搬出

確認者：

・車両退域手続きを行う。
・退域手続き完了後、ユニック車を退域□退域退域手続きが完

させる。

了したこと

・放管の書類手続きが完了後、Pu 運搬容
器をユニック車で運搬する。この後の□搬出放射性物質等運搬記
録票は受け取ったこと

作業はプルトニウム研究１棟側の空容器の運搬手順に従う。

- 120 113.

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付録 6

核燃料物質運搬における防護措置報告書- 121 114

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別記３
令和 2 年 11 月 10 日
核物質防護管理者 核物質管理課長
確 認 印 と の 合 議

核燃料物質運搬における防護措置報告書

核物質防護管理者 殿
放射化学研究グループリーダー 印
原子力科学研究所原子炉施設核物質防護規定第24条第６項及び核燃料物質使用施設等核物質防護規定第24条第６項の規定に基づき、核燃料物質の運搬に係る防護措置について、以下のとおり報告します｡

運

搬

の

区

別

■：事業所内（搬出元：プルトニウム研究1棟） □：事業所外（搬出元：（搬入先：バックエンド研究施設）

）

（搬入先：

）

■：未照射及び照射済で表面から１ｍにおける吸収線量率が１Gy/時以下のもの（核種：239Pu, 240Pu ）（濃縮度：）（重量：xxxxxx g）
運搬する核燃料物質の種類と数量□：照射済のもので表面から１ｍにおける吸収線量率が１Gy/時を超えるもの（核種：運搬物の区分※1

）
（濃縮度：

）
（重量：

g）

□：区分１ □：区分２ ■：区分３ □：区分４（天然ウラン500kg以上）■：運搬責任者搭乗車両の伴走■：運搬物を容易に移動できないような措置（具体的措置：Ⅱ型運搬容器をユニック車に固縛する。

）

所内運搬規則上の防 □：無線連絡手段の確保□：見張人搭乗車両の伴走護措置の状況
(運搬規則第６条参照)□：容器の施錠及び封印（第2項に該当する場合）（具体的措置：）■：その他の防護措置（具体的措置：交差点への誘導員の配置）□：シールのはり付け等の措置 又は ■ 見張人による常時監視□：吸収材による措置 又は □ 二重の弁等からなる措置（ただし液体状の場合）■：最小臨界量の５０％以下の運搬（主任者等同意は必要なし）
所内運搬規則上の防□：最小臨界量の５０％を超え最少臨界量未満の運搬
護措置の状況
(運搬規則第９条参照) □：最小臨界量以上の運搬（臨界安全解析書を添付すること）（□：原子炉燃料，□：核燃料使用施設等の核燃料）主任者等同意印※1 「未照射核燃料物質（防護対象特定核燃料物質）運搬に係る運搬計画
特記事項

書」参照

115

- 123 -

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運搬総括責任者//

未照射核燃料物質（防護対象特定核燃料物質）運搬に係る運搬計画書

令和 2 年 11 月
日本原子力研究開発機構 原子力科学研究部門
原子力科学研究所 原子力基礎工学研究センター
原子力化学ディビジョン

放射化学研究グループ- 125 116

JAEA-Technology 2021-001

目

次

1.運搬の目的 ············································· 127
2.運搬物の内容及び臨界管理 ······························· 127
3.運搬容器及び運搬車両の概要 ····························· 127
4.運搬中の安全確保 ······································· 127
5.放射線障害の防止措置 ··································· 127
6.運搬機器、積載方法等の運搬の方法 ······················· 127
7.運搬日時、運搬経路等 ··································· 128
8.運搬に従事する者の被ばく管理等 ························ 128
9.管理責任体制及び非常時の措置等 ························ 128- 126 117

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1．運搬の目的
プルトニウム研究 1 棟に保管されているプルトニウム燃料を、プルトニウム研究1棟の廃止措置を実施するために、バックエンド研究施設(以下BECKY)へ運搬する。
2．運搬物の内容及び臨界管理(1) 未照射核燃料物質：31 バッチ(2) 運搬物の区分：第 4 類運搬物
(3) 臨界管理
本核燃料物質は、全 9 回の運搬量を合計しても xx g であり、「原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則別表第 1」による最小臨界量 5.6 kg に比べて極めて少量であるため、いかなる場合にも本運搬において臨界となることはない。
3．運搬容器及び運搬車両の概要「原子力科学研究所核燃料物質等周辺監視区域内運搬規則」に基づき、第 4 類運搬物に該当するため、事業所内登録されている下記に示すⅡ型運搬容器を使用する。
(1) 運搬容器の名称：プルトニウム研究 1 棟運搬容器(PU-01)(2) 登録番号：Ⅱ-45(3) 運搬容器概要を別紙 1「運搬容器図」に示す。
また運搬に使用する車両は、受注者である東京ニュークリア・サービス(以下 TNS )が2tユニック車を準備し、その車両を用いて運搬する。
4．運搬中の安全確保
運搬は、「原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定」、「原子力科学研究所核燃
料物質等周辺監視区域内運搬規則」及び「原子力科学研究所放射線安全取扱手引」に基づいて行い、安全を確保する。
5．放射線障害の防止措置
運搬における放射線障害に対する安全の確保は、「原子力科学研究所放射線安全取扱手引」における事業所内運搬物の線量当量率及び表面密度に係る基準に基づき管理を行う。
6．運搬機器、積載方法等の運搬の方法
運搬は、以下の主要工程に従いユニック車を用いて行う。
(1) プルトニウム研究 1 棟管理区域内において、当該プルトニウム燃料を収納した容器（以下｢保管容器｣という）を運搬容器に収納する。収納の際、運搬容器内に緩衝材（紙ウェス等）を入れ保管容器が移動しないよう固定する。
(2) 運搬容器は標識をはり付け、ユニック車の荷台に固縛する。
(3) 運搬容器に係る線量当量率と表面密度及び車両に係る線量当量率と表面密度を測定する。

- 127 118

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別紙 2
運搬総括責任者
原子力化学 Div. 長 (兼 放射化学研究 GL)(代理) 燃料高温科学研究 GL(代理) 分析化学研究 GL

核燃料物質等管理者
区域管理者

(搬出元)
放射化学研究 GL(搬出元) プルトニウム研究 1 棟

燃料高温科学研究 GL

ホット使用施設管理課長(搬入先)(搬入先) BECKY

分析化学研究 GL

BECKY 技術課長

燃料高温科学研究 GL

運搬責任者
放射化学研究グループ員(代理) ホット使用施設管理課員

運搬委託先
東京ニュークリア・サービス

未照射核燃料物質運搬実施体制- 129 120

- 130 -

核燃料取扱主任者

BECKY 技術課長

ホット使用施設管理課長

121

公設消防及び非常用電話

救急車、消防車が必要な場合

非常用電話

当該運搬に支障を及ぼす異常が発生した場合

非常用電話

茨城海上保安部警察

核物質防護上の「緊急時」が発生した場合

非常時連絡系統図

センターの連絡系統による

以下 原子力基礎工学研究センター安全担当

原子力基礎工学研究

運搬総括責任者

運搬責任者

事故発生

別紙 3

JAEA-Technology 2021-001

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核燃料物質移送作業工程 (2020.11.30-2020.12.11）
時刻AM

放射化学研究グループ

ホット使用

BECKY

分析化学研究グループ

施設管理課、技術課、燃料高温科学研究

再特放管

NUCEF 放管グループ

(Pu1 棟)(BECKY)

運搬打合せ、KY

ユニック車到着

運搬容器蓋開作業

運搬打合せ、KY

運搬打合せ、KY

TNS

ユニック車到着
運搬打合せ、KY

運搬容器蓋開作業
13:15

核燃料物質を貯蔵棚から

核燃料物質を貯蔵棚

取り出し、汚染検査後輸から取り出し、汚染送容器に収納検査後輸送容器に収
納

13:30
14:00

14:25

輸送容器蓋閉、輸送容器蓋閉、輸送容器線量測定

輸送容器線量測定

輸送容器持出検査、輸送容器持出検査、

ホットエリア搬出

ホットエリア搬出

TNS 引き渡し

TNS 引き渡し

立会

立会(ホット使)

ユニックにて輸

車両線量測定(放管)送容器積載、固輸送容器受取り

縛
14:45
14:50

伴走

交差点立哨(ホット

出発情報受信

BECKY への出発連絡使)、及び伴走

クレーン準備TNS 入域手続き

入域手続き中の車両

BECKY フェン

車両の管理区域内進入準監視(ホット使)ス前到着、入域

備
15:10
15:15
15:25

Pu1 出発手続き

車両をトラックロックま

車両をトラック

で誘導ロックまで誘導立会

荷降ろしのため

輸送容器固縛解クレーン操作除、荷降ろし輸送容器開封、保管容器

輸送容器の蓋開

取出し、核燃保管室内核けのためのクレ燃庫への収納ーン操作- 131 122

ユニック車入域

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15:42

輸送容器(空)の汚染検

蓋閉め後、クレ

荷台に空容器を査、蓋閉めーンにより吊り

固縛

上げ汚染検査後、車両に積載容器、車両の線量測定
以降、空容器をプルトニウム研究 1 棟へ返却作業を行う- 132 123

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付録 7 運搬記録 (東京ニュークリア・サービスによる作業記録)- 133 124This is a blank page.

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目 次
頁
1．件名

136

2．概要

136

3．作業実施場所

136

4．作業期間136

5．作業内容136

添付資料－１作業写真記録- 135 125

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1.件名
核燃料物質運搬業務
２．概要
本書は日本原子力研究開発機構原子力科学研究所殿のプルトニウム研究 1 棟の廃止に向け、施設内保管されていた核燃料物質（プルトニウム）を所内の燃料サイクル安全工学実験棟(NUCEF)までユニック車を使用して運搬した「核燃料物質運搬業務」の作業記録とする。
３．作業実施場所
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 プルトニウム研究 1 棟 防護区域外
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 所内道路
・日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 燃料サイクル安全工学実験棟(NUCEF)
防護区域内
４．作業期間
令和 2 年 11 月 30 日 ～ 令和 2 年 12 月 11 日
（令和 2 年 12 月 7 日は施設立ち入り不可の為作業を中止）
５．作業内容５．１ 運搬する運搬容器
1) 周辺監視区域内運搬容器
プルトニウム研究 1 棟運搬容器(PU-01)
５．２ 作業実施範囲
本作業における作業範囲を以下に示す。
1) プルトニウム研究１棟①準備作業②核燃料物質封入済み運搬容器の車両への積み込み、固縛③核燃料物質封入済み運搬容器の車両での運搬
2) 燃料サイクル安全工学実験棟(NUCEF)①核燃料物質封入済み運搬容器の荷降ろし②運搬容器（空）の車両への積み込み、固縛③運搬容器（空）の車両での運搬
3) プルトニウム研究１棟①運搬容器（空）の荷降ろし②終了確認
4) 作業記録の作成- 136 126

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５．３ 作業実施内容
項 目

作業実施内容プルトニウム研究１棟
1.全体作業内容(1)作業員全員に、要領書の説明を行い、作業内容を周知徹底しました。

説明
2.作業前準備（毎日）(1)現場責任者が、作業者全員に当日の作業内容、作業分担、作業手順の確認、周知を行いました。
(2)リスクアセスメントの説明、KY･TBM を実施しました。
(3)原子力機構殿より貸与頂く、被ばく線量計（PD）を着用しました。

3.準備作業【運搬車両準備】(1)ユニック車を原子力機構殿指定の場所へ停車しました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕(2)ユニック車のアウトリガーを張り出し、クレーン旋回範囲をカラーコーンで区画するとともに立入禁止の表示をしました。
〔機材：カラーコーン〕【玉掛、固縛用具準備】(3)原子力機構殿より玉掛用具及び固縛用具を貸与して頂きました。
〔工具：玉掛用具、荷締機〕【移動経路の確認】(4)運搬容器を移動する経路を引き取り前に確認し、段差等について養生しました。
(5)運搬経路に破損の恐れのあるものがあれば移動しました。
〔資材：緩衝材、べニア板〕

4.核燃料物質封入済み運搬容器の車両への積み込み、固縛【運搬容器の引き取り】(1)核燃料物質封入済みの運搬容器を汚染検査室で原子力機構殿より引き取り、運搬車両の停車位置まで移動しました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕〔機材：ハンドパレット〕【運搬容器の積み込み】(2) ユニック車のクレーンフックに玉掛用具を取り付け運搬容器に掛け吊り上げ準備をしました。
(3)ユニック車のクレーンにて運搬容器を吊り上げ、車両の荷台へ積み込みました。
(4)運搬容器が安定していることを確認し、フックと玉掛用具を取り外し、固縛用具を使用し固縛しました。
〔機材：玉掛用具、クレーン、荷締機〕- 137 127

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作業実施内容項 目
5.核燃料物質封入済み運搬容器の車両での運搬【線量測定】原子力機構放管殿(1)運搬車両の表面、表面から１ｍ、運転席の線量当量の測定を原子力機構放管殿により行いました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕【運搬容器の移動】(2)原子力機構放管殿の手続き終了後、運搬車両をプルトニウム研究１棟からＮＵＣ
ＥＦまで移動しました。

燃料サイクル安全工学実験棟(NUCEF)
6.核燃料物質封入済み運搬容器の荷降ろし【施設内へ運搬車両移動】(1) 原子力機構殿の指示に従い施設への入域の手続きをしました。
【サービスエリア内へ運搬車両移動】(4) 運搬車両をサービスエリア内へ進入しました。
(5) 玉掛者は運搬車両の荷台へ移動しました。
【運搬容器の荷降ろし】(6)運搬車両が完全に停止したことを確認後、運搬容器の固縛用具を取り外しました。
(7)原子力機構殿が操作する天井クレーンに玉掛用具を取り付け、運搬容器へ掛け吊り上げ準備をしました。
(8)天井クレーンにて運搬容器を吊り上げ、車両の荷台から降ろしました。
〔機材：玉掛用具、天井クレーン、荷締機〕

7.運搬容器（空）の車両への積み込み、固縛【運搬容器の積み込み】(1)原子力機構殿が操作する天井クレーンにて運搬容器を車両の荷台へ積み込みました。
(2)運搬容器が安定していることを確認し、フックと玉掛用具を取り外し、固縛用具を使用し固縛しました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕〔機材：玉掛用具、天井クレーン、荷締機〕- 138 128

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作業実施内容項 目
8.運搬容器（空）の車両での運搬【運搬車両汚染検査】原子力機構放管殿(1)原子力機構放管殿による運搬車両の汚染検査を受検しました。
【サービスエリア外へ運搬車両移動】(2)原子力機構殿によりサービスエリアのシャッターを開放後、運搬車両をサービス
エリア外へ移動し、所定の場所で停止しました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕【運搬容器の移動】(5)運搬車両をＮＵＣＥＦ棟からプルトニウム研究１棟の指定場所まで移動し停車しました。

プルトニウム研究１棟
9.運搬容器（空）の荷降ろし【荷降ろし準備】(1)ユニック車を原子力機構殿指定の場所へ停車しました。
(2)原子力機構殿所有のハンドパレットを準備しました。
(3)ユニック車のアウトリガーを張り出し、クレーン旋回範囲をカラーコーンで区画するとともに立入禁止の表示をしました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕〔機材：カラーコーン〕【運搬容器の荷降ろし】(4)運搬容器が安定していることを確認し、固縛用具を取り外しました。
(5) ユニック車のクレーンフックに玉掛用具を取り付け運搬容器に掛け吊り上げ準備をしました。
(6)ユニック車のクレーンにて運搬容器を吊り上げ、車両の荷台から降ろしました。
(7)予め準備しておいたパレットへ運搬容器を載せ、固縛用具で固縛しました。
〔機材：玉掛用具、クレーン、荷締機〕【運搬容器の引き渡し】(8)ハンドパレットで運搬容器を汚染検査室前まで移動し原子力機構殿へ引き渡しました。
〔機材：ハンドパレット〕

10.終了確認【後片付け】(1)原子力機構殿より借用した玉掛用具及び固縛用具を返却しました。
(2)運搬用標識を原子力機構殿へ返却しました。
(3)ユニック車のクレーン及びアウトリガーを収納しました。
(4)カラーコーン及び機材を整理しました。
〔保護具：ヘルメット、保護手袋、安全靴〕- 139 129

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添付資料－１

作業写真記録- 140 130

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JAEA-Technology 2021-001- 142 -

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核燃料物質運搬業務作業写真【項目】NUCEF 棟内核燃料物質封入済み運搬容器固縛解除【項目】NUCEF 棟内 荷降ろし（玉掛）【特記事項】【特記事項】【項目】NUCEF 棟内 荷降ろし（引き渡し）【項目】NUCEF 棟内 空の運搬容器 線量測定

【特記事項】【特記事項】【項目】NUCEF 棟内 空の運搬容器 積み込み

【項目】NUCEF 棟内 空の運搬容器 積み込み

【特記事項】【特記事項】133- 143 -

JAEA-Technology 2021-001【項目】NUCEF 棟内 空の運搬容器 固縛【項目】プルトニウム研究 1 棟 着荷

【特記事項】【特記事項】【項目】プルトニウム研究 1 棟 空の運搬容器 固縛解除

【項目】プルトニウム研究 1 棟 空の運搬容器 荷降ろし

【特記事項】【特記事項】【項目】プルトニウム研究 1 棟 空の運搬容器 移動【項目】プルトニウム研究 1 棟 空の運搬容器 引き渡し

【特記事項】【特記事項】

134- 144 -