国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第２編

放射線管理

令和４年９月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 2 編 放射線管理
変更後（下線部は変更箇所）
第２編 放射線管理
目次（変更なし）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

添付書類１
変更後における核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）第53 条第 2 号に規定する使用施設等の位置、構造及び設備の基準に対する適合性に関する説明書（事故に関するものを除く。）（共通編）

第１条～

第 15 条（変更なし）

第３節 周辺監視区域の管理

４．立ち入りの防止（周辺監視区域の指定）

周辺監視区域境界のフェンスに、周辺監視区域境界及び許可なくして立入りを禁ずる旨の標識を設け、周辺監視区域

第 16 条 周辺監視区域は、別図第１に示すとおりとする。

業務上立ち入る者以外の者がみだりに周辺監視区域内に立ち入ることを防止する措置を講ずる。

に関する措置（居住禁止、立（周辺監視区域の管理）入制限）につい

第 17 条 核物質管理課長は、周辺監視区域について、境界にさく等を設けるとともに、別記様式に示す標ては変更なし識を設けなければならない。
２ 核物質管理課長は、周辺監視区域内において、人の居住を禁止しなければならない。
３ 核物質管理課長は、職員等以外の者を周辺監視区域に立ち入らせるときは、その者に対し、保安上必要な注意を与えなければならない。
第 18 条～

第 56 条（変更なし）

1

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 2 編 放射線管理
変更後（下線部は変更箇所）
別図第１

許可（対応箇所抜粋）

説

明周辺監視区域

東海第二発電所防潮堤設置に伴う周辺監視区域の変更1

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第8編

廃棄物安全試験施設の管理

令和４年９月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明（使用施設の使用上の制限）
第５条 ホット材料試験課長は、別表第１に掲げる使用場所ごとに核燃料物質の取扱数量を超えて使用してはならない。
２【許可書本文】
１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名（記載省略）

ホット材料試験課長は、№１セルにおいて、使用の目的１と使用の目的２に係る核燃料物質を同時に使用 ２．使用の目的及び方法

してはならない。
３

目的番号

ホット材料試験課長は、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所から受入れた試料（土壌、１

瓦礫、植物及び汚染水）、原子炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料、瓦礫及び滞留水）及び汚染水の処理設備の試料（構造物、吸着材、処理水、汚染水の処理に伴う二次廃棄物）（以下「１
Ｆ汚染物」という。
）並びに同発電所内で採取した溶融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。
）を使用する場合は、各使用場所内の１Ｆ
汚染物の放射能量と使用の目的１に係る使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、別表第１に掲げる使用場所ごとの取扱数量を超えて使用してはならない。
４

ホット材料試験課長は、別表第１を各使用場所に表示しなければならない。

５

ホット材料試験課長は、核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、当該核燃料物質の使用の許可を受けた場所で行わなくてはならない。この場合、内容物が明確に把握できていない核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、セル等で行わなければならない。

使用の目的
放射性廃棄物の処理処分の安全性に関する試験研究、原子炉等の構造材の健全性に関する試験研究及び原子炉で照射した核燃料物質の照射後試験を行う。また、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所から受入れた試料（土壌、瓦礫、植物及び汚染水）、原子炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料、瓦礫及び滞留水）及び汚染水の処理設備の試料（構造物、吸着材、処理水、汚染水の処理に伴う二次廃棄物）（以下「１Ｆ汚染物」という。）並びに同発電所内で採取した溶
融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。）の試験を行う。
使用の方法

可に記載があ取扱設備・機器：№１セル； 容器溶接封入装置、固化体貯蔵ピット、機械強度試験装置№２セル； －
№３セル； 固化体一時貯蔵ピット

験に係る事項の№４セル； 腐食試験装置№５セル； 小規模溶融固化体作製装置、固化体一時貯蔵ピット、蒸発挙動試験装置
鉛セル ； インセル顕微鏡システム、Ｘ線回折装置
メンテナンスボックス； 試料調製・分析装置
ホット化学実験室
グローブボックス； 試料移送装置
フード
化学分析室
グローブボックス； アルゴンガス循環精製装置
試料処理室
物性測定用ボックス； 熱拡散率測定装置、アルゴンガス循環精製装置
ボックス付比熱容量測定装置
ホットモックアップ室
フード第６条 ～ 第 14 条の２（変更なし）

取扱核燃料物質：
天然ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
劣化ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
濃縮ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
プルトニウム（化学形：Pu、PuO２、Pu(NO３)４、PuN）（物理的形態：固体、粉体、液体）
トリウム（化学形：Th、ThO２、Th(NO３)４）（物理的形態：固体、粉体、液体）
注１）
及（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、Pu、PuO２
使用済燃料
び高レベル放射性Pu(NO３)４、Th、ThO２、Th(NO３)４）
廃棄物試料（物理的形態：固体、液体）
2

左記のとおり許り、保安規定の記載と齟齬はない。
（同時使用しな
いことについて明確化及び１Ｆ
燃料デブリの試追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの化学形及び物理的形態については、別添
１

１Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。

取扱数量：セル及びグローブボックス、フード等の取扱数量を表２－１に示す。
なお、各使用場所内の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計は、取扱数量を超えないように管理する。
取扱方法：

１

№１セル～№３セルでは、高レベル放射性廃棄物試料（高レベル放射性廃液をガラス固化した高レベル放射性廃棄物固化体試料及び高レベル放射性廃液試料）や使用済燃料の小試料を取り扱う。また、No.４セル、No.５セル、鉛セル及びグローブボックスにおいては、高レベル放射性廃棄物試料、使用済燃料の小試料、プルトニウム試料及びトリウムを含むプルトニウム燃料化合物の小試料を取り扱う。フードにおいては、
高レベル放射性廃棄物試料、使用済燃料の小試料を取り扱う。
なお、各セルの作業フローシートを図２－１に示す。

（つづただし、№１セルにおいて、使用の目的２に係る核燃料物質との同時使用は行わき）ない。また、№１セル固化体貯蔵ピットにおいて、使用の目的２に係る核燃料物質
は、同一のピット用収納容器への収納を行わない。
１Ｆ汚染物にあっては、各種試験を実施する。１Ｆ汚染物を使用、受入れ、貯蔵する際には、１Ｆ汚染物の放射能量と使用又は貯蔵されている使用済燃料（１Ｆ燃
料デブリを含む。）の放射能量の合計が、使用の場所の取扱数量又は貯蔵施設における最大収納量以下であることを事前に確認した上で実施する。また、１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料の放射能量の合計が、「５．予定使用期間及び年間予定使用量」に示す最大存在量及び延べ取扱量を超えないように管理する。
使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの取扱いの詳細については、別添１１Ｆ燃

料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
№１セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、密封溶接、切断・加工、放射能測定、核燃
料物質の貯蔵、機械的強度試験№２セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、非破壊検査№３セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、測定用試料の作製（加工、溶解）、腐食試
験、核燃料物質の一時貯蔵№４セル； 物性試験、腐食試験№５セル； 小規模溶融固化体作製、核燃料物質の一時貯蔵、蒸発挙動試験
鉛セル ； 放射能測定、顕微鏡観察、物理的試験
メンテナンスボックス；化学的試験
ホット化学実験室
グローブボックス；試料の化学処理及び分析、浸出試験
フード；化学的試験
化学分析室
グローブボックス；試料の化学処理及び分析、浸出試験
試料処理室
物性測定用ボックス；試料の調製、熱拡散率測定
ボックス付比熱容量測定装置；比熱容量測定
ホットモックアップ室
3

明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
フード；化学的試験
取扱注意事項：
負圧の維持
目的番号
２

使用の目的
使用済燃料の貯蔵及び貯蔵中の使用済燃料の健全性の確認を行う。
使用の方法
取扱設備・機器：№１セル； 固化体貯蔵ピット
取扱核燃料物質：
使用済燃料（化学形： UO２、PuO２、ThO２、U-Al、UAlX-Al、
U3Si2-Al、U-ZrH）（物理的形態：固体）
取扱数量：№1 セルの取扱数量を表２－１に示す。
取扱方法：№１セルにおいて使用済燃料の貯蔵及び貯蔵中の使用済燃料の健全性の確認を行う。
ただし、使用の目的１に係る核燃料物質との同時使用は行わない。また、№
1 セル固化体貯蔵ピットにおいて、使用の目的１に係る核燃料物質は、同一のピット用収納容器への収納を行わない。
№１セル； 使用済燃料の搬入、搬出、使用済燃料の貯蔵及び貯蔵に係る取扱作業（使用済燃料の貯蔵に係る健全性の確認）
取扱注意事項：負圧の維持

３．核燃料物質の種類 ～構造及び設備（記載省略）

4９．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、

説

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説明（使用等の制限）第 15 条 ホット材料試験課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物を受入れ、払出し及び廃棄をしようとするとき 【許可書本文】
は、次の各号に掲げるところにより、法第 52 条の規定により許可を受けた年間予定使用量（以下「年間予定 １．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名 ～ ４．使用の場所（記載省略）
使用量」という。
）を超えないようにして行わなければならない。

５．予定使用期間及び年間予定使用量
年間予定使用量(1) いかなる時点においても、受け入れようとする核燃料物質の量と在庫量との和が年間予定使用量（最大
核燃料物質の種類存在量）を超えないこと。また、受け入れようとする１Ｆ汚染物の放射能量と１Ｆ汚染物の在庫量（放射劣化ウラン在量）を超えないこと。
(2) １年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする核燃料物質の量が年間予定使用量（延べ取扱量）を超天然ウラン

えないこと。また、１年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料

濃縮ウラン（１Ｆ燃料デブリを含む。
）の放射能量の和が年間予定使用量（延べ取扱量）を超えないこと。

共通編に記載

最大存在量

延べ取扱量

3.0 kg

3.0 kg

8.0 kg

8.0 kg

前項の年間予定使用量は、別表第８に掲げるとおりとする。
5%以上 20%未満

第 15 条の２ ～ 第 15 条の３
20%以上
プルトニウム (密封及び
非密封)
トリウム

7.5 kg

7.5 kg(235U 量 375 g)(235U 量 375 g)

7.0 kg

7.0 kg(235U 量 1400 g)(235U 量 1400 g)

600 g

600 g

(235U 量 600 g)(235U 量 600 g)

60 g

60 g

150 g

150 g

37 PBq

37 PBq

使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）注１）及び高レベル放射性廃棄物試料
注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
６．使用済燃料の処分の方法～

位置、構造及び設備（記載省略）

5

り、保安規定の記載と齟齬はない。
（１Ｆ燃料デブリの試験に係る5%未満（変更なし）

可に記載があ予定使用期間能量）と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の在庫量（放射能量）との和が年間予定使用量（最大存２

左記のとおり許注１）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事項の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）（貯蔵）許可（対応箇所抜粋）

説

明【許可書本文】

第 16 条 ホット材料試験課長は、核燃料物質を貯蔵しようとするときは、別表第９に掲げる貯蔵施設で行い、 １．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名（記載省略）
かつ、同表に掲げる種類の核燃料物質以外の核燃料物質を貯蔵し、又は同表に掲げる最大収納量を超えて貯

２．使用の目的及び方法

蔵してはならない。

目的番号２ ホット材料試験課長は、№1 セル固化体貯蔵ピットにおいて、使用の目的１と使用の目的２に係る核燃料物

１

質を同一のピット用収納容器へ収納してはならない。
３ ホット材料試験課長は、１Ｆ汚染物を貯蔵しようとするときは、別表第９に掲げる貯蔵施設で行うこと。
また、設備内の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が、同表に掲げる最大収納量を超えて貯蔵してはならない。
４ ホット材料試験課長は、別表第９を各設備に表示しなければならない。
５

ホット材料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、当該核燃料物質の性状、使用履歴、貯蔵時の措置等を記録しなければならない。
６

ホット材料試験課長は、核燃料物質を貯蔵した容器について、定期的に点検しなければならない。

第 17 条 ～ 第 24 条
（変更なし）

使用の目的
放射性廃棄物の処理処分の安全性に関する試験研究、原子炉等の構造材の健全性に関する試験研究及び原子炉で照射した核燃料物質の照射後試験を行う。また、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所から受入れた試料（土壌、瓦礫、植物及び汚染水）、原子炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料、瓦礫及び滞留水）及び汚染水の処理設備の試料（構造物、吸着材、処理水、汚染水の処理に伴う二次廃棄物）（以下「１Ｆ汚染物」という。）並びに同発電所内で採取した溶
融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。）の試験を行う。
使用の方法

左記のとおり許取扱設備・機器：№１セル； 容器溶接封入装置、固化体貯蔵ピット、機械強度試験装置№２セル； －
№３セル； 固化体一時貯蔵ピット

燃料デブリの試№４セル； 腐食試験装置№５セル； 小規模溶融固化体作製装置、固化体一時貯蔵ピット、蒸発挙動試験装置
鉛セル ； インセル顕微鏡システム、Ｘ線回折装置
メンテナンスボックス； 試料調製・分析装置
ホット化学実験室
グローブボックス； 試料移送装置
フード
化学分析室
グローブボックス； アルゴンガス循環精製装置
試料処理室
物性測定用ボックス； 熱拡散率測定装置、アルゴンガス循環精製装置
ボックス付比熱容量測定装置
ホットモックアップ室
フード
取扱核燃料物質：
天然ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
劣化ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
濃縮ウラン（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、UN、U２N３）（物理的形態：固体、粉体、液体）
プルトニウム（化学形：Pu、PuO２、Pu(NO３)４、PuN）（物理的形態：固体、粉体、液体）
トリウム（化学形：Th、ThO２、Th(NO３)４）（物理的形態：固体、粉体、液体）
使用済燃料注１）及（化学形：U、UO２、U３O８、UO２(NO３)２、Pu、PuO２
び高レベル放射性Pu(NO３)４、Th、ThO２、Th(NO３)４）
廃棄物試料（物理的形態：固体、液体）
注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの化学形及び物理的形態については、別添
6

可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（同時使用しな
いことについて明確化及び１Ｆ
験に係る事項の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
１説

１Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。

取扱数量：セル及びグローブボックス、フード等の取扱数量を表２－１に示す。
なお、各使用場所内の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計は、取扱数量を超えないように管理する。

１

取扱方法：
№１セル～№３セルでは、高レベル放射性廃棄物試料（高レベル放射性廃液をガラス固化した高レベル放射性廃棄物固化体試料及び高レベル放射性廃液試料）や使用済燃料の小試料を取り扱う。また、No.４セル、No.５セル、鉛セル及びグローブボックスにおいては、高レベル放射性廃棄物試料、使用済燃料の小試料、プルトニウム試料及びトリウムを含むプルトニウム燃料化合物の小試料を取り扱う。フードにおいては、
高レベル放射性廃棄物試料、使用済燃料の小試料を取り扱う。
なお、各セルの作業フローシートを図２－１に示す。

（つづただし、№１セルにおいて、使用の目的２に係る核燃料物質との同時使用は行わき）ない。また、№１セル固化体貯蔵ピットにおいて、使用の目的２に係る核燃料物質
は、同一のピット用収納容器への収納を行わない。
１Ｆ汚染物にあっては、各種試験を実施する。１Ｆ汚染物を使用、受入れ、貯蔵する際には、１Ｆ汚染物の放射能量と使用又は貯蔵されている使用済燃料（１Ｆ燃
料デブリを含む。）の放射能量の合計が、使用の場所の取扱数量又は貯蔵施設における最大収納量以下であることを事前に確認した上で実施する。また、１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料の放射能量の合計が、「５．予定使用期間及び年間予定使用量」に示す最大存在量及び延べ取扱量を超えないように管理する。
使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの取扱いの詳細については、別添１１Ｆ燃

料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
№１セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、密封溶接、切断・加工、放射能測定、核燃
料物質の貯蔵、機械的強度試験№２セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、非破壊検査№３セル； 核燃料物質等の搬入・搬出、測定用試料の作製（加工、溶解）、腐食試
験、核燃料物質の一時貯蔵№４セル； 物性試験、腐食試験№５セル； 小規模溶融固化体作製、核燃料物質の一時貯蔵、蒸発挙動試験
鉛セル ； 放射能測定、顕微鏡観察、物理的試験
メンテナンスボックス；化学的試験
ホット化学実験室
グローブボックス；試料の化学処理及び分析、浸出試験
フード；化学的試験
化学分析室
グローブボックス；試料の化学処理及び分析、浸出試験
試料処理室
物性測定用ボックス；試料の調製、熱拡散率測定
ボックス付比熱容量測定装置；比熱容量測定
ホットモックアップ室
フード；化学的試験
7

明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

取扱注意事項：負圧の維持
３．核燃料物質の種類～７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備（記載省略）
８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
貯蔵施設の位置、構造及び設備を以下に示す。なお、安全上重要な施設は存在しない。
８－１ 貯蔵施設の位置
本施設の貯蔵施設は№１セル床下に設置する固化体貯蔵ピ貯蔵施設の位置

ット及び№3 セル、№5 セル内の固化体一時貯蔵ピットである。
各貯蔵の場所を図４－２－１、図４－３－１に示す。

８－２（記載省略）
８－３ 貯蔵施設の設備
貯蔵設備の名称

個数 最大収納量

内容物の物理的・
化学的性状

仕

様

全長 ： 約 3,000mm

固化体貯蔵ピット 20 孔 貯蔵量を表

物理的性状：（№1 セル）

固体、粉体、液体 側壁 ： 重コンクリートに埋設（使用の目的２に２－１に示す。

核燃料物質 ついては固体のみの核的制限 とする。）
値を表７－ 化学的性状：２に示す。

ピット蓋：重コンクリート・
鉛
φ300mm×800mm

金属プルトニウム 貯蔵方法 ： 換気設備を設け酸化プルトニウム て除熱を行うとともに、測温窒化プルトニウム 装置を設けて温度監視を行
硝酸プルトニウム う。
金属ウラン

固化体一時貯蔵ピット（№3 セル）１孔構造を図 8－1 に示す。

酸化ウラン

全長 ： 約 1,200mm

窒化ウラン

側壁 ：鉛、普通コンクリート

硝酸ウラニル

ピット蓋 ： 鉛

金属トリウム

φ200mm×275mm

酸化トリウム

貯蔵方法 ：空気の流通孔を設

硝酸トリウムけてピット内空気を自然対流

ウランアルミニウ させる。
構造を図 8－2 に示す。

8

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
固化体一時貯蔵ピット（№5 セル）

１孔説

ム分散型合金ウランシリコンア 全長 ： 約 1,150mm
ルミニウム分散型 側壁 ：鉛、普通コンクリート
合金
ウランアルミニウ

ピット蓋 ： 鉛
φ200mm×200mm

ム合金

貯蔵方法 ：空気の流通孔を設
ウラン水素化ジル けてピット内空気を自然対流
コニウム
させる。
１Ｆ燃料デブリ 注 構造を図 8－2 に示す。

１）

警報設備

「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

非常用電源設備「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

消火設備「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの物理的・化学的性状については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
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（記載省略）

9明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

別表第１ 核燃料物質の取扱数量

№

１

セ

場 所*1

ル

№１セル固化体貯蔵ピット
№

２

セ

ル

№

３

セ

ル

№３セル固化体一時貯蔵ピット
№

４

セ

ル

№

５

セ

ル

№５セル固化体一時貯蔵ピット
鉛セル

メンテナンスボックス

使用の高レベル放 使用済燃料
Ｐｕ
射性廃棄物 の小試料(g)*6
試料(Bq) *4 (Bq) *4*5
1.85×1015 6.66×1013 12(ただし密封)
3.7 ×1016 1.85×1014 60(ただし密封)

1.85×1015 6.66×1013 12(ただし密封)
1.85×1015 6.66×1013 12(ただし密封)
1.85×1015 6.66×1013
3.70×1014 1.48×1012
1.85×1013 1.48×1012
1.85×1013 1.48×1012
7.40×1011 7.40×1011

－
12*7
12*7
12

1*7

目的２*3
Ｕ
(kg)*6

Ｔｈ
(g)*6

2

2

15.1
2
2
2
1
1
1
1

10
2
2
2
2
2
2
1

フード

１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名 ～ 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（記載省略）

使用済燃料
の小試料
(Bq)
3.20×1014

表２－１ 核燃料物質の取扱数量

使用 場 所 *1

Ｕ(kg)*2№１ セ ル

1.85×1015

6.66×1013

12(ただし密封)

22

3.2 ×1014№1 ｾﾙ固化体貯蔵ﾋﾟｯﾄ

3.7 ×1016

1.85×1014

60(ただし密封)

15.1

10

3.2 ×1014№２ セ ル

1.85×1015

6.66×1013

12(ただし密封)2

2―

添付書類１への－№３ セ ル

1.85×1015

6.66×1013

12(ただし密封)

22―

取込みに伴う変
更）

－
－
－
－
－
－

―

0.2*7

0.1

0.1

－

№3 ｾﾙ固化体一時貯蔵ﾋﾟｯﾄ

1.85×1015

6.66×1013

―

2

2

―

3.70×108

3.70×108

0.2*7

0.1

0.1

－

№４ セ ル

3.7 ×1014

1.48×1012

12*4

1

2

―

－

－

－

－

№５ セ ル

1.85×1013

1.48×1012

12*4

1

2

―

3.70×108

0.2*7

0.1

0.1

－

№5 ｾﾙ固化体一時貯蔵ﾋﾟｯﾄ

1.85×1013

1.48×1012

12

1

2

―

0.2*7

鉛

7.4 ×1011

7.4 ×1011

1*4

1

1

―

―

0.2*4

0.1

0.1

―

7.4 ×107

3.70×108

試料処理室
物性測定用ボックス――

ボックス付比熱容量測定装置

―

―

0.1*7

7.4 ×107

7.4 ×107

－

0.1
0.1

0.1

－

－

セ ル

0.1

－

メンテナンスボックス

―

－

－

ホット化学実験室
グローブボックス
フード

3.7 ×108
7.4 ×107

3.7 ×108
7.4 ×107

0.2*4
―

0.1
―

0.1
―

―
―

化学分析室
グローブボックス

3.7 ×108

3.7 ×108

0.2*4

0.1

0.1

―

試料処理室
物性測定用ボックス
ﾎﾞｯｸｽ付比熱容量測定装置

―
―

―
―

0.2*4
0.1*4

0.1
0.1

0.1
0.1

―
―

ホットモックアップ室
フード

7.4 ×107

7.4 ×107

―

―

―

―

ホットモックアップ室
フード可に記載があＰｕ(g)*2

3.20×1014

使用済燃料
Ｔｈ
の小試料
(g)*2
(Bq)

―

7.4 ×107

左記のとおり許

使用済燃料の小試料*3(Bq)

化学分析室
グローブボックス

使用の目的２

使用の目的１

高レベル放射性廃棄物
試料 *3(Bq)

ホット化学実験室
グローブボックス

明【許可書本文】
使用の目的１*2

使 用

説*1 鉛セル及びグロ－ブボックス並びにフードにおいては、高レベル放射性廃棄物試料と使用済燃料の小試料は同時に取り扱わないものとする。
*2 放射性廃棄物の処理処分の安全性に関する試験研究、原子炉等の構造材の健全性に関する試験研究及び原子炉で照射した核燃料物質の照射後試験を行う。
*3 使用済燃料の貯蔵及び貯蔵中の使用済燃料の健全性の確認を行う。
*4 取扱可能な性状は、固体又は液体とする。なお、鋼製容器に封入されていない使用済燃料の小試料（液体状）の取扱制限量は、貯蔵ピットを除く使用場所全体で 5.0×1011Bq とする。
*5 １Ｆ燃料デブリを含む。
*6 Ｐｕ、Ｕ及びＴｈは高レベル放射性廃棄物試料と使用済燃料の小試料に含まれる量を除く。
*7 ただし、非密封粉体の取扱制限量は、使用場所全体で１ｇとする。

＊1 鉛セル及びグロ－ブボックス並びにフードにおいては、高レベル放射性廃棄物試料と使用済
燃料の小試料は同時に取り扱わないものとする。
＊2 Ｐｕ、Ｕ及びＴｈは高レベル放射性廃棄物試料と使用済燃料の小試料に含まれる量を除く。
＊3 取扱可能な性状は、固体又は液体とする。なお、鋼製容器に封入されていない使用済燃料の小試料（液体状）の取扱制限量は、貯蔵ピットを除く使用場所全体で 5.0×1011Bq とする。
＊4 ただし、非密封粉体の取扱制限量は、使用場所全体で１ｇとする。
別表第２ ～ 別表第４
（変更なし）

10

り、保安規定の記載と齟齬はない。
（障害対策書及び安全対策書の原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

別表第５ 作業開始前及び作業終了後の点検
設

区分

備

点

検

項

目

ベータ・ガンマセル（№１、№２及び (1) 機器等が正常に維持されていること。
№３）及び固化体貯蔵ピット(2) 負圧が正常に維持されていること。

本（№４、№５及び鉛セル）

グローブボックス（１-Ｉ、１-Ⅱ、２、体

３、４及び５）、
メンテナンスボックス、
αγアイソレーションルーム及び施

サンプリングボックス
液体廃棄設備
廃液制御系、高レベル廃液系

設及びアルファ・ガンマ廃液系
試験機器

ため、保安規定の記載と齟齬はこと。
(4) 必要箇所に消火剤が用意されていること。

ない。

(1) 機器等が正常に維持されていること。
(2) 負圧が正常に維持されていること。
(3) ポート等の開口が閉鎖状態にあること。
(4) グローブ、ビニールバック等に損傷がないこと。
(5) 外部表面に汚染がないこと。
警報水位以下で配管、バルブ等が正常であること。
セル等に設置した試験機器類が正常に維持されていること。
指示値が正常であること。

受変電設備

電圧、電流が正常であること。
始動用圧縮空気及び操作機器等が正常であるこ

特

非常用電源設備

定空気圧縮設備

警報圧力以上で、操作機器等が正常であること。

施

気体廃棄設備

電源電圧、操作機器等が正常であること。

設

液体廃棄設備廃液系及び極低レベル廃液系

記載の適正化の(3) 遮蔽扉、ハッチ等の開口が閉鎖状態にある

インセルモニタ

中レベル廃液系、低レベル

明（許可書本文に記載なし。）

名

アルファ・ガンマセル

説と。

警報水位以下で配管、バルブ等が正常であること。

別表第６ ～ 別表第７
（変更なし）

11

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

別表第８ 核燃料物質の年間予定使用量
核燃料物質の種類

１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名 ～ ４．使用の場所（記載省略）

年間予定使用量
最大存在量

延べ取扱量

５．予定使用期間及び年間予定使用量

3.0 kg

3.0 kg天然ウラン

8.0 kg

8.0 kg

7.5 kg

7.5 kg

劣化ウラン(235U 量 375 g)(235U 量 375 g)

天然ウラン

7.0 kg

7.0 kg(235U 量 1400 g)(235U 量 1400 g)

濃縮ウラン

600 g

600 g

(235U 量 600 g)(235U 量 600 g)

プルトニウム(密封及び非密封)

60 g

60 g

トリウム

150 g

150 g

年間予定使用量注１）
核燃料物質の種類

予定使用期間
最大存在量

延べ取扱量

3.0 kg

3.0 kg

8.0 kg

8.0 kg

7.5 kg

7.5 kg(235U 量 375 g)(235U 量 375 g)

7.0 kg

7.0 kg(235U 量 1400 g)(235U 量 1400 g)

600 g

600 g

(235U 量 600 g)(235U 量 600 g)

60 g

60 g

濃縮ウラン
5%未満
5%以上 20%未満
20%以上

使用済燃料及び高レベル放射性（１Ｆ燃料デブリを含む）

明【許可書本文】

劣化ウラン

廃棄物試料

説

37 PBq(Bq*)*使用済燃料の年間予定使用量のうち、１Ｆ燃料デブリの最大の量

37 PBq(Bq*)

共通編に記載5%未満
5%以上 20%未満
20%以上
プルトニウム (密封及び非密封)

可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はな

150 g

トリウム

150 g

注１）

を含む。）

及び高レベル放い。
（１Ｆ燃料デブ

使用済燃料（１Ｆ燃料デブリ
37 PBq

37 PBqリの試験に係る事項の追加）

射性廃棄物試料
注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
【別添１】
１．使用の方法 ～ ２．核燃料物質の種類（記載省略）
３．年間予定使用量
年間予定使用量注１）
最大存在量
延べ取扱量
注２）
使用済燃料（１Ｆ燃料デブリ）
Bq
Bq 注２）
注１）：１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、既許可の年間予定使用量（本文「５．予定使用期
間及び年間予定使用量」に記載する使用済燃料の年間予定使用量）の範囲で行い、これを超える
核燃料物質の受入れは行わない。核燃料物質の貯蔵も既許可の貯蔵施設で行う。
注２）：東京電力ホールディングス（株）より提供された、事故発生時に１Ｆ各号機に装荷されていた
核燃料物質の種類

燃料組成情報を基に、ORIGEN2.2 により計算した値であり、A 型輸送のデブリ重量（１回当たり約 5g）において、2 回分(約 10g)に相当する。

12

左記のとおり許原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

別表第９ 核燃料物質の最大収納量

１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名 ～ ７．核燃料物質の使用施設
種

備類

使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）及び高レベル放射性廃棄物試料*1

№１セル
固化体貯蔵

最 大 収 納 量

数量*2

全数で 37 PBq

劣化ウラン

全数で 2.0 kg

天然ウラン

全数で 8.0 kg

20 個

5％未満

全数で 5.0 kg

5％以上 20％未満

全数で 0.1 kg

濃縮ウラン

ピット

の位置、構造及び設備（記載省略）

左記のとおり許８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備

可に記載があ８－１～８－２（記載省略）

り、保安規定の８－３ 貯蔵施設の設備

記載と齟齬はな貯蔵設備の名称

個数 最大収納量

貯蔵ピット（№1 セル）

固体、粉体、液体 側壁 ： 重コンクリートに埋設（使用の目的２に２－１に示す。

全数で 10 g

核燃料物質 ついては固体のみ

1.85 PBq
0.1 kg

天然ウラン

0.9 kg値を表７－ 化学的性状：
２に示す。

貯蔵ピット

金属プルトニウム 貯蔵方法 ： 換気設備を設け酸化プルトニウム て除熱を行うとともに、測温0.9 kg5％以上 20％未満

0.1 kg金属ウラン

2 g

レベル放射性廃棄物試料

固化体一時

φ300mm×800mm

5％未満

使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）及び高固化体一時貯蔵ピット（№3 セル）

１孔

18.5 TBq

劣化ウラン

0.1 kg

天然ウラン

0.4 kg

１個

鉛

窒化プルトニウム 装置を設けて温度監視を行
硝酸プルトニウム う。

トリウム

№５セル

ピット蓋：重コンクリート・の核的制限 とする。）

濃縮ウラン

*2

全長 ： 約 3,000mm

物理的性状：

トリウム

劣化ウラン

様

固化体貯蔵ピット 20 孔 貯蔵量を表

*2

１個

仕

化学的性状

全数で 60 g

レベル放射性廃棄物試料

固化体一時

内容物の物理的・

プルトニウム（ただし密封）

使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）及び高

№３セル

明

【許可書本文】

核燃料物質貯蔵施設
設

説

5％未満

0.4 kg5％以上 20％未満

0.1 kg
12 g

トリウム

2 g

酸化ウラン

全長 ： 約 1,200mm

窒化ウラン

側壁 ：鉛、普通コンクリート

硝酸ウラニル

ピット蓋 ： 鉛

金属トリウム

φ200mm×275mm

酸化トリウム

貯蔵方法 ：空気の流通孔を設

硝酸トリウムけてピット内空気を自然対流

ウランアルミニウ させる。
構造を図 8－2 に示す。
ム分散型合金

濃縮ウラン
プルトニウム

構造を図 8－1 に示す。

固化体一時貯蔵ピット（№5 セル）１孔

ウランシリコンア
ルミニウム分散型合金
ウランアルミニウ*1 使用の目的１の使用済燃料の小試料及び高レベル放射性廃棄物試料並びに使用の目的２のム合金

使用済燃料の小試料を含む。

ウラン水素化ジル*2 Ｐｕ、Ｕ及びＴｈは高レベル放射性廃棄物試料と使用済燃料の小試料に含まれる量を除く。

コニウム

全長 ： 約 1,150mm
側壁 ：鉛、普通コンクリート
ピット蓋 ： 鉛
φ200mm×200mm
貯蔵方法 ：空気の流通孔を設けてピット内空気を自然対流させる。
１Ｆ燃料デブリ 注 構造を図 8－2 に示す。

１）

警報設備

「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

非常用電源設備「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

消火設備「７－３ 使用施設の設備」記載のとおり。

注１）：使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの物理的・化学的性状については、別添１ １Ｆ燃料デブリ
13

い。
（１Ｆ燃料デブリの試験に係る事項の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説に係る使用の方法（廃棄物安全試験施設）参照。
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（記載省略）【別添１】

１．使用の方法～５．貯蔵施設の位置（記載省略）
表－１ 場所別使用の方法（記載省略）

表－２

備考

別表第 10（変更なし）

14

核燃料物質の取扱数量

場所

取扱数量

№１ セル

6.66×1013№1 セル固化体貯蔵ピット

1.85×1014№２ セル

6.66×1013№３ セル

6.66×1013№3 セル固化体一時貯蔵ピット

6.66×1013№４ セル

1.48×1012№５ セル

1.48×1012№5 セル固化体一時貯蔵ピット

1.48×1012

各設備において使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）及び１Ｆ汚染物の放射能の合計が取扱数量を超えないこと。

明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

別表第 11 放射線測定機器及び測定箇所
機 器 種 別

測定箇所

説

明

【許可書本文】

指示範囲

数量

測定目的

測定線種

１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名 ～ ６．使用済燃料の処分の方
法（記載省略）

0 ～ 10５ s-１
排気ダストモニタ 排気口

１ 排気中の放射性塵埃 アルファ線
７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備

濃度の連続監視に用
10-１～10５ s-１

５

0 ～ 10-１s

室内ダストモニタ

１ いる。

ベータ線

１ 作業環境中の空気中 アルファ線の放射性塵埃濃度の施設内
ガンマ線
エリアモニタ

10-１～10５ s-１-１

10 ～10μSv/h

５

１ 監視に用いる。

ベータ線

７－１ 使用施設の位置 ～ ７－２ 使用施設の構造

可に記載があ（記載省略）

り、保安規定の７－３ 使用施設の設備

記載と齟齬はな

セル設備及びセル付属設備～管理区域外作業室

い。

（記載省略）（ガンマ線エリ
アモニタ及び室

放
射
線
管
理
設
備

作業環境中の線量当９ 量率の連続監視に用左記のとおり許（記載省略）

ガンマ線

いる。

ガンマ線エリア
モニタ

９台 設備区分 ： 作業環境モニタリング設備
監視対象 ： 作業環境中の線量当量率の監視用

室内ダストモニタ １台 監視区分 ： 作業環境モニタリング設備(アルファ線)

監視対象 ： 作業環境中の空気中放射性物質濃度の監視用

室内ダストモニタ １台 監視区分 ： 作業環境モニタリング設備
別表第 12 ～ 別表第 14(ベータ・ガンマ線)（変更なし）

排気ダストモニタ

監視対象 ： 作業環境中の空気中放射性物質濃度の監視用
１式 監視区分 ： 排気モニタリング設備
監視対象 ： 排気中放射性物質濃度の監視用

放射線監視盤

１式 監視区分 ： 集中監視設備
監視対象 ： ガンマ線エリアモニタ、室内ダストモニタ、
排気ダストモニタ等の集中監視用

放射線測定機器

１式 ハンドフットクロスモニタ、サーベイメータ
監視区分 ： 測定器
監視対象 ： 手足、衣服の表面密度測定、線量当量率、表面密度の測定

図７－１－１、図７－１－２、図７－１－３に放射線管理設備の配置を示す。

８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備 ～れた物の廃棄施設の位置、構造及び設備（記載省略）

15

９．核燃料物質又は核燃料物質によって汚染さ

内ダストモニタの監視対象に係る記載の明確化）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第 10 編

バックエンド研究施設の管理

令和４年９月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
第 10 編
目次

許可（下線部は変更箇所）

バックエンド研究施設の管理～（変更なし）

第１条

～

第２６条

（変更なし）
別表第１－１（変更なし）

2説明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－２
使用場所
Ａ－１

最大取扱量

許可（下線部は変更箇所）

グローブボックス（１／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

0.02

0.2

3.7 ×10６0.2(天然) *1

0.02 (5%未満）
Ａ－２

1

10

(天然)

備

考

実験室(Ⅵ)*5
１

10

左記のとおり許3.7 ×10６

可に記載があ実験室(Ⅵ)

り、保安規定の1 (5%未満)
Ａ－３
Ａ－４
Ａ－５

1
0.5
1

10

(天然)

1

(5%未満）

5.5(天然)1(5%未満）

10

(天然)

１

10

3.7 ×10６

記載と齟齬はな

実験室(Ⅵ)

い。
0.97

7.5

3.7 ×10６（核燃料物質の実験室(Ⅵ)

種類を追加）
１10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.1

1

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

1 (5%未満）
Ａ－６

12

5

(天然)

0.2(5%未満）
Ａ－７

12

2

(天然)

0.2(5%未満）
Ａ－８

0.1

1

(天然)

0.1(5%未満）
Ａ－９

0.5

5

(天然)

*5
0.5

5

0.5(5%未満）

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

*5

Ａ－10

0.2

1.5(天然)

0.01

1

3.7 ×10６

実験室(Ⅷ）

Ａ－11，12

0.3

3

(天然)

0.02

1.5

─

実験室(Ⅷ）

10100(天然) *410100

3.7 ×10８及び

100(劣化) *4Ｂ－２

20(5%未満)*320(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

及びＡ－13 *2
Ｂ－１

*1
*2
*3
*4
*5

明

【許可本文】

Ｐｕ
0.02

説

実験室(Ⅲ)

1 (93.3%以上 98%以下)
研修生の実習では天然ウランのみを使用する。
３基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。
２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。
研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。
１Ｆ燃料デブリを含む。

3

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

別表第１－３
使用場所
Ｂ－３
及び
Ｂ－４
*1

最大取扱量

変更後（下線部は変更箇所）
グローブボックス（２／６）

許可（下線部は変更箇所）

Ｐｕ
(ｇ)

Ｕ
(ｇ)

233Ｕ

(ｇ)

Ｔｈ
(ｇ)

使用済燃料
(Bq)

10

100 (天然) *2
100 (劣化) *2
20 (5%未満)
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)
1 (93.3%以上 98%以下)
0.1 (天然）
0.1 (5%未満)

10

100

3.7 ×10８
*3

Ｂ－５

0.002

Ｂ－６

0.01

Ｂ－７

0.01

Ｃ－１

40

Ｃ－２

200

Ｃ－４

備

可に記載があ実験室(Ⅲ)

り、保安規定の記載と齟齬はない。
（Pu の最大取7.4 ×10７──

3.7 ×10

フロッグマン
準備室上部

0.001

0.01

3.7 ×10５

実験室(Ⅴ)

─10

1.85×10８*3

実験室(Ⅳ)

1,000 (天然)
1,000 (劣化)
10 (5%未満）

──

1.85×10８*3

実験室(Ⅳ)

1

200 (天然)
20 (5%未満）

──

1.85×10８

実験室(Ⅳ)

Ｃ－７

5

1,000 (天然)
1,000 (劣化)
10 (5%未満）

──

1.11×10７*3

実験室(Ⅳ)

Ｃ－８

0.001610 (天然)
10 (劣化)10 (5%未満)

──

3.7 ×10６*3

廃液処理室(Ⅵ)

1 (天然)
1 (劣化)
0.01 (5%未満）
0.01 (5%以上 20%未満)
0.01 (20%以上 46%未満)
0.01 (46%以上 93.3%未満)
0.01 (93.3%以上 98%以下)
500 (天然)
500 (劣化)10 (5%未満）

─

７

扱量の入れ替えアイソレーションルーム(Ⅱ)上部に伴う変更）*1 ２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。
*2 研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。
*3 １Ｆ燃料デブリを含む。
別表第１－４～

明

左記のとおり許考─1 (天然)
1 (5%未満)説

別表第１－７（変更なし）

4

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－８
使用場所

最大取扱量

許可（下線部は変更箇所）

Ｕ
(ｇ)

233Ｕ

(ｇ)

Ｔｈ
(ｇ)

使用済燃料
(Bq)

─

3.7 ×10*2

実験室(Ⅳ)

3.7 ×10８*2

実験室(Ⅳ)
グローブ付

備

─

0.01

2,000 (天然)
2,000 (劣化)
10 (5%未満)

─

Ｈ－３0.0016100 (天然)100 (劣化)10 (5%未満)

──

7.4 ×10７*2

実験室(Ⅳ)

Ｈ－４

─

100 (天然)10 (5%未満)

──

7.4 ×10７

実験室(Ⅳ)

Ｈ－５

0.0016100 (天然)100 (劣化)10 (5%未満)

0.01

100

3.7 ×10８*2

実験室(Ⅳ)

Ｈ－６

─

100 (天然)100 (劣化)─

100

3.7 ×10８*2

実験室(Ⅳ)

Ｈ－７

─

─

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

Ｈ－８

─

100 (天然)
1 (劣化)
20 (5%未満）
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)
100 (天然)
1 (劣化)
20 (5%未満）
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)

─100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

Ｈ－９0.0016100 (天然)
1 (劣化)
20 (5%未満）
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)
0.1(93.3%以上 98%以下)

0.01

100

2.24×10８*1

実験室(Ⅲ)

Ｈ－２

─

─

８

可に記載があ考2,000 (天然)
6,000 (劣化)
10 (5%未満)

Ｈ－１

明

左記のとおり許フード（１／３）

Ｐｕ
(ｇ)

説

り、保安規定の記載と齟齬はない。
（核燃料物質の種類を追加）*1 照射済分析試料含む。
*2 １Ｆ燃料デブリを含む。

5

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－９～許可（下線部は変更箇所）

別表第１－１０（変更なし）

6

説明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－１１

最大取扱量

使用場所

Ｐｕ
(ｇ)

実験室(Ⅲ)*1

0.00016

実験室(Ⅳ)*1

許可（下線部は変更箇所）

実験室

説

明

左記のとおり許
Ｕ
(ｇ)

233Ｕ

(ｇ)

Ｔｈ
(ｇ)

使用済燃料
(Bq)

─

3.7 ×10

備

2
2
2

(天然)
(劣化)
(5%未満)

─

0.00016

2
2
2

(天然)
(劣化)
(5%未満)

─

実験室(Ⅵ)*1

0.00016

11(天然)(5%未満)――

3.7 ×10
*2

焼き付け、
封入

実験室(Ⅶ)-1

18

100
100
100
150

(天然)
(5%未満)(5%以上 20%未満)(93%以上 93.5%以下)

100

100

―

固体密封、
固体封入*3

実験室(Ⅶ)-2

18

100
100
100

(天然)
(5%未満)(5%以上 20%未満)

100

100

―

固体密封、
固体封入*3

分析室(Ⅰ)*1

0.000160.001

1

3.7 ×10４
*2

封入、
圧縮成型、
焼結

分析室(Ⅱ)*1

0.000160.001

1

3.7 ×10４
*2

焼き付け、
封入

精密測定室

0.000160.001

1

3.7 ×10５
*2

焼き付け、
封入

2 (天然)
2 (劣化)
2,000 (5%未満)
2 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
0.01(93.3%以上 98%以下)
2 (天然)
2 (劣化）
2 (5%未満）
2 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
0.01(93.3%以上 98%以下)
5 (天然)

─５

3.7 ×10４*2

可に記載があ考り、保安規定の焼き付け、封入

記載と齟齬はない。
（使用場所への焼き付け、封入

追加に伴う表への追加）

５*1 グローブボックス及びフードの取扱量を除く。
*2 １Ｆ燃料デブリを含む。
*3 実験室(Ⅶ)-1 及び実験室(Ⅶ)-2 において封入された状態で取り扱う核燃料物質は濃縮
ウラン(ペレット)のみ。

7

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

変更後（下線部は変更箇所）
別表第２～

許可（下線部は変更箇所）

別表第１４（変更なし）別図（その１）～

別図（その４）（変更なし）

8

説明