STCA-3-4

黄色二重枠線は、前回審査会合からの変更箇所を示す。

STACY施設等の設置変更許可申請書について
概要説明資料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
令和２年〇月〇日
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変更の内容（１）TCA施設の使用済燃料処分方法の変更
TCA施設（平成31年4月26日廃止措置計画認可申請）の使用済燃料の処分の方法を変更する。当該燃料はSTACY施設の核燃料物質貯蔵設備で貯蔵する。
（２）STACY施設におけるTCA使用済棒状燃料貯蔵設備の設置
STACY施設において、TCA施設の使用済燃料を貯蔵するため、核燃料物質貯蔵設備の貯蔵能力を変更し、使用済燃料貯蔵設備を新たに設置する。
（３）敷地境界及び周辺監視区域境界の変更
日本原子力発電（株）が東海第二発電所に緊急時対策所等を設置する用地として原子力科学研究所北側の敷地の一部を貸与することに伴い、原子力科学研究所の敷地境界及び周辺監視区域境界を変更する。

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（１）TCA施設の使用済燃料処分方法の変更〇TCA施設の使用済燃料の処分の方法【変更前】
使用済燃料は、本施設の核燃料物質貯蔵施設において貯蔵する。
【変更後】
使用済燃料は、国内又は我が国と原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国の組織に再処理を委託又は引取りを依頼して引き渡す。
引渡しまでの間は、ＳＴＡＣＹ施設の核燃料物質貯蔵施設において貯蔵する。
【参考】使用済燃料を他の原子炉施設に搬出し、貯蔵管理のみを行うことについては、同様の事例として、VHTRC（廃止措置完了）の使用済燃料をSTACYで貯蔵管理している実績がある。また、JRR-4（廃止措置中）の使用済燃料は、JRR-3で貯蔵管理されている。これらの前例に倣い、TCAの使用済燃料をSTACYで安全に貯蔵管理するために必要な措置を講じる。

【申請書 別紙2 共通編 P.6】

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（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（1/10）〇使用する核燃料物質の種類及びその年間予定使用量の変更（年間予定使用量は０kg、貯蔵管理のみを行う）
使用済棒状燃料・酸化ウラン燃料（低濃縮、天然）
235Ｕ濃縮度 約0.7～3.2 wt％
貯蔵許可量 2,092 ㎏U・ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料
プルトニウム富化度 約1.2～4.7 wt％
235Ｕ濃縮度 約0.7 wt％
貯蔵許可量 1 ㎏Pu，37 ㎏U・酸化トリウム燃料
貯蔵許可量 40 ㎏Th〇STACY施設の「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設」に「使用済棒状燃料貯蔵設備」を追加【申請書 別紙2 P.5 共通編】
【申請書 別紙2 P.8 別冊10】4

（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（2/10）〇STACY施設の「貯蔵管理のみを行う燃料の貯蔵」について、以下を追記「ＴＣＡ施設から引き渡された使用済棒状燃料は、Ｕ保管室内の使用済棒状燃料貯蔵設備に貯蔵する。なお、使用済棒状燃料は、ＳＴＡＣＹでは使用しない。」（ＴＣＡの燃料は、施設の廃止措置に伴い使用目的を終えた燃料（使用済燃料）という位置付けであることから、「使用済燃料の処分の方法」に記載のとおり対応する。このため、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の利用又は譲渡しについては削除。 ）【申請書 添付書類 P.8‐5】5（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（3/10）
棒状燃料型

式

正方格子配列角型容器

基数

９ 基
格⼦板
8⾏8列×4・酸化ウラン燃料用収納容器 ８基
ブロック・ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料
及び酸化トリウム燃料用収納容器 １基

容量256 本／基

寸法制限値

８×８格子配列（４ブロック）
格子間隔2.0cm以上、2.3cm以下
配列面間距離11.6cm以上
設備の変形等により寸法制限値が満足されない場合に備え、中性子吸収材（ボロン含有シート等）を併用

主要材料

鋼材

【申請書 添付書類 P.8‐3～8‐8】

約 2000 mm〇使用済棒状燃料貯蔵設備の主な機器仕様
使用済棒状燃料収納容器

使用済棒状燃料収納容器概要図（案）6

（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（4/10）〇ＴＣＡ施設からＳＴＡＣＹ施設に引き渡された使用済棒状燃料は、Ｕ保管室の使用済棒状燃料貯蔵設備に貯蔵（同室内で使用済棒状燃料の点検等を実施）〇燃料貯蔵に伴い、U保管室の遮蔽設計区分を変更
区画Ⅲ（≦60μ㏜/h）→区画Ⅳ（＞60μ㏜/h）

STACY施設 遮蔽設計区分説明図（１階）【申請書 添付書類 P.8‐9】7

（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（5/10）〇使用済棒状燃料の崩壊熱と線量について使用済棒状燃料の全量が、これまでの全ての運転で炉心に装荷されていたものとした保守的な条件で評価した結果、核分裂生成物の放射能量は約600MBｑである。これ
らの崩壊熱による温度の上昇は放熱を考慮しない場合でも１ヶ月で１℃未満である。このため、崩壊熱を除去する機能を必要としない。
酸化ウラン燃料、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料及び酸化トリウム燃料のうち、線量が高い酸化トリウム燃料を点線源として線量率を評価した結果、トリウム点線源から距離1mにおいて、 実効線量は60μSv/h程度である。このため、U保管室の遮蔽設計区分をⅣとし、立ち入り制限を行う。
なお、使用済棒状燃料は年に数回、手作業により外観点検等を実施する。TCA施設での実績として、これらの作業１回当たりの作業時間は１時間～２時間であり、その際の点検作業者の被ばく量は 10 μ Sv 程度である。

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（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（6/10）〇安全設計
使用済棒状燃料貯蔵設備は、STACY施設の設置変更許可（平成30年1月許可）と同様の設計方針に基づき安全設計を行い、原子炉等規制法及び関連法令の要求に適合する設計とする➢安全機能の重要度分類
・PS－3（安全機能：放射性物質の貯蔵）➢耐震設計上の重要度分類
・耐震クラスC➢臨界安全設計・使用済棒状燃料貯蔵は、形状寸法管理による臨界安全設計を行い、設備容量分の燃料を収納しても未臨界となる設計とする
・使用済棒状燃料貯蔵設備の中性子実効増倍率は0.95以下とする
・臨界解析は、使用済棒状燃料貯蔵設備と同じ室内（Ｕ保管室）に存在するＳＴＡＣ
Ｙ施設のウラン酸化物燃料貯蔵設備、使用済ウラン黒鉛混合燃料貯蔵設備の単体並びにそれらを組み合わせた体系に対し、空気中水分率、反射条件等について想定し得る最も厳しい条件を設定して行う【申請書 添付書類 P.8‐3～8‐8】9（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（7/10）〇臨界安全設計について
形状寸法管理を適用している使用済棒状燃料貯蔵設備について、以下のとおり寸法制限値を満足する場合と満足しない場合の２段階で未臨界性を確認する
未臨界計算の内容
第１段階（寸法制限値を満足する場合）

核燃料物質の臨界防止に係る規制上の要求を踏まえ、寸法制限値を満足する場合において、雰囲気軽水密度、反射条件等において最も厳しい条件を設定し、未臨界計算を実施。

第２段階（寸法制限値を満足しない場合）

規制上の要求に加えて、設備の変形等により寸法制限値が満足されず、さらに想定を超える津波により設備が水没する条件を設定し、未臨界計算を実施。
なお、同一室内に存在する貯蔵設備の相互間は30 cm以上の離隔距離とする。核燃料保管庫（使用施設：政令第41条非該当）については、貯蔵量が小さく、核的に有意な影響を与えない。

いずれも中性子実効増倍率0.95以下

使用済ウラン黒鉛混合燃料貯蔵設備

ウラン酸化物燃料貯蔵設備

使用済ウラン
黒鉛混合燃料貯蔵設備

U保管室
30 cm以上
使用済棒状燃料貯蔵設備

使用済棒状燃料貯蔵設備

核燃料保管庫（使用施設）

U保管室平面図
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（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（8/10）〇安全設計（つづき）➢ 試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則への適合
使用済棒状燃料貯蔵設備は、以下の条項に適合する設計とする（それぞれの条文については参考資料参照。）
第4条（地震による損傷の防止）第1項及び第2項
・使用済棒状燃料貯蔵設備は耐震重要度のCクラスに分類し、それに応じた耐震性を有する設計とする。
第8条（火災による損傷の防止）第1項
・火災の発生を防止するため、使用済棒状燃料貯蔵設備の主要材料は鋼材を用いる。
第12条（安全施設）第1項、第3項及び第4項
・使用済棒状燃料貯蔵設備の安全機能重要度分類をPS-3に分類し、それに応じて安全機能を確保する設計とする。
・予想される全ての環境条件に対して、その機能を発揮することができる設計とする。
・使用済棒状燃料貯蔵設備は試験又は検査が可能な設計とする。
11【申請書 添付書類 P.8‐3～8‐8】

（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（9/10）〇安全設計（つづき）➢ 試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則への適合（つづき）
第16条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）第2項
・使用済棒状燃料の取扱いは作業員の手作業であるため、取扱施設を必要としない。
・使用済棒状燃料貯蔵設備は貯蔵管理に必要な容量を有する設計とする。また、想定されるいかなる場合でも臨界に達するおそれがない設計とする。
・使用済棒状燃料に蓄積される核分裂生成物は僅少であって放射線量が低く、その取扱いに当たって遮蔽を必要としない。また、崩壊熱を除去する機能を必要としない。
第25条（放射線からの放射線業務従事者の防護）第1項
・放射線業務従事者が立ち入る場所の機器の配置、立入り頻度、滞在時間を考慮して、U保管室の遮蔽設計区分をⅣとし立ち入り制限を行う。また、U保管室は、放射線に対して適切な遮蔽能力を有する鉄筋コンクリート造の遮蔽壁が設けられている。
【申請書 添付書類 P.8‐3～8‐8】12（２）使用済棒状燃料貯蔵設備の設置（10/10）

工事計画
令和（年度）３

Ⅰ Ⅱ Ⅲ Ⅳ Ⅰ Ⅱ Ⅲ Ⅳ

項 目STACY施設

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使用済棒状燃料貯蔵設備

製作、検査※使用済棒状燃料貯蔵設備は先行使用とはせず、STACY更新炉の運転再開後（令和3年度第3四半期以降）から運用を開始する。

【申請書 別紙3】13

（３）敷地境界及び周辺監視区域境界の変更（1/2）
日本原子力発電（株）が東海第二発電所に緊急時対策所等を設置する用地として原子力科学研究所北側の敷地の一部(約10万m2)を貸与する。
○敷地面積：約210万m2 ⇒ 約200万m2○今回貸与する敷地については、引き続き日本原子力発電（株）の周辺監視区域として居住の禁止等の措置が講じられるため、一般公衆の居住の可能性はない。このため、平常運転時における周辺監視区域外に居住する人（一般公衆）に対する被ばく評価の評価点及び事故時における敷地境界外に居住する人（一般公衆）に対する被ばく評
価の評価点に変更はなく、いずれの評価結果にも影響はない。
○なお、周辺監視区域は、東海第二発電所の工事進捗に合わせて段階的に変更する必要がある。
変更の都度、原子炉施設保安規定にて設定する周辺監視区域について認可を受ける。
【申請書 別紙2 P.3～4、9～10】【申請書 添付書類 P.6‐1～6‐7、8‐1～8‐2、9‐1～9‐2】

14（３）敷地境界及び周辺監視区域境界の変更（2/2）
敷地境界

周辺監視区域境界変更前

原子力科学研究所：機構の敷地境界：原電の敷地境界：周辺監視区域境界（変更前）（防波堤及び荷揚げ場も含む）：周辺監視区域境界（変更後）

原電敷地

機構敷地

変更後

東海第二発電所：機構の敷地境界：原電の敷地境界（防波堤及び荷揚げ場も含む）

原電敷地

機構敷地

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（参考）TCAの使用済燃料について

・TCAは定格200Wの臨界実験装置であり、これまでの約50年に亘る運転の総積算出力は約14kWhであることから、運転による核分裂生成物の蓄積はごくわずかである。このため、TCAの使用済燃料は新燃料と同等の取扱いが可能であり、燃料の冷却も不要である。
【TCAの運転実績】
 昭和37年 初臨界
 昭和46年 運転回数5,000回達成
 平成2年 積算出力10,000WH達成
 平成7年 教育研修実験開始
 平成7年 運転回数10,000回達成
 平成22年 運転終了
（総積算出力：約14kWh）

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（参考）試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則（抜粋）
第四条（地震による損傷の防止）試験研究用等原子炉施設は、地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
２ 前項の地震力は、地震の発生によって生ずるおそれがある試験研究用等原子炉施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。
３ 耐震重要施設は、その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
４ 耐震重要施設は、前項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
第八条（火災による損傷の防止）試験研究用等原子炉施設は、火災により当該試験研究用等原子炉施設の安全性が損なわれないよう、必要に応じて、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備及び消火を行う設備（以下「消火設備」という。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
２ 消火設備は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても試験研究用等原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。
第十二条（安全施設）
安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。
２ 安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。）をいう。以下同じ。）が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。
３ 安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができるものでなければならない。
４ 安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、試験研究用等原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。
５ 安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。
６ 安全施設は、二以上の試験研究用等原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、試験研究用等原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。
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（参考）試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則（抜粋）
第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）
試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下この条において「燃料体等」と総称する。）の取扱施設を設けなければならない。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。
二 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
三 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。
四 使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。
五 燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものとすること。
２ 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料体等の貯蔵施設を設けなければならない。
一 燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
イ 燃料体等を貯蔵することができる容量を有するものとすること。
ロ 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
二 使用済燃料その他高放射性の燃料体の貯蔵施設にあっては、前号に掲げるもののほか、次に掲げるものであること。ただし、使用済燃料中の原子核分裂生成物の量が微量な場合その他の放射線の遮蔽及び崩壊熱の除去のための設備を要しない場合については、この限りでない。
イ 使用済燃料その他高放射性の燃料体からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。
ロ 貯蔵された使用済燃料その他高放射性の燃料体が崩壊熱により溶融しないものとすること。
ハ 使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆材が著しく腐食するおそれがある場合は、これを防止できるものとすること。
ニ 放射線の遮蔽及び崩壊熱の除去に水を使用する場合にあっては、当該貯蔵施設内における冷却水の水位を測定でき、かつ、その異常を検知できるものとすること。
３ 試験研究用等原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料取扱場所の放射線量及び温度を測定できる設備を設けなければならない。
一 燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し、及び警報を発することができるものとすること。
二 崩壊熱を除去する機能の喪失を検知する必要がある場合には、燃料取扱場所の温度の異常を検知し、及び警報を発することができるものとすること。

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（参考）試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則（抜粋）
第二十五条（放射線からの放射線業務従事者の防護）試験研究用等原子炉施設は、外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場合には、次に掲げるものでなければならない。
一 放射線業務従事者が業務に従事する場所における放射線量を低減できるものとすること。
二 放射線業務従事者が運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、迅速な対応をするために必要な操作ができるものとすること。
２ 工場等には、放射線から放射線業務従事者を防護するため、放射線管理施設を設けなければならない。
３ 前項の放射線管理施設には、放射線管理に必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備を設けなければならない。

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