日本原子力研究開発機構大洗研究所(北地区)の
核燃料物質使用変更許可申請の補正方針について（ＪＭＴＲ、燃料研究棟）
令和６年１月１２日

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所
材料試験炉部 廃止措置推進課
燃料材料開発部 燃料研究施設保全課

別添 1

核燃料物質使用変更許可申請書の一部補正
大洗研究所（北地区）
新旧対照表

本文··························································· 本添付書類 1 ····················································· 添
添付書類 2 ····················································· 添
添付書類 3 ····················································· 添
添付書類 4 ····················································· 添

共通編

-1～2
1-1
2-1
3-1～4
4-1

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

核燃料物質使用変更許可申請書（変更なし）

大洗研究所（北地区）

共通編

本-1

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

変更箇所について、変更部分を

補正後

変更理由

目次

（省略）

目次

（変更なし）

付図目次

（省略）

付図目次

（変更なし）

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（省略）

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（変更なし）

２．使用の目的及び方法（省略）

２．使用の目的及び方法（変更なし）

３．核燃料物質の種類（省略）

３．核燃料物質の種類（変更なし）

４．使用の場所（省略）

４．使用の場所（変更なし）

５．予定使用期間及び年間予定使用量（省略）

５．予定使用期間及び年間予定使用量（変更なし）

６．使用済燃料の処分の方法（省略）

６．使用済燃料の処分の方法（変更なし）

７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備（省略）

７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備（変更なし）

８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備（省略）

８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備（変更なし）

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

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（省略）（変更なし）

１０．使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関

１０．使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関

する事項

（省略）

する事項

（変更なし）

添付書類１

（省略）

添付書類１

（変更なし）

添付書類２

（省略）

添付書類２

（変更なし）

添付書類３

（省略）

添付書類３

（変更なし）

添付書類４

（省略）

添付書類４

（変更なし）

備考 事務上の連絡先

備考 事務上の連絡先

名

称 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

名称 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
・最新の情報に更〒１００－８５７７
所

在地 東京都千代田区内幸町２丁目２番２号

所

地 〒319-1184

在茨城県那珂郡東海村大字舟石川 765 番地 1

富国生命ビル
事務上の連絡先連 絡 員 の 所 属
氏
電

話

番

安全・核セキュリティ統括本部
安全管理部

事務上の連絡先施設保安管理課

第３図連 絡 員 の 所 属

名氏

号 ０３－３５９２－２１１１（代表）電E メールアドレス

第１図 ～

で示す。

安全・核セキュリティ統括本部
安全管理部

施設保安管理課

名話番号 029-282-1122

E メールアドレス

（省略）

第１図 ～

本-2

第３図

（変更なし）

新（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

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（変更なし）

適合性に関する説明書（事故に関するものを除く。）

添 1-1

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

変更後における使用施設等の操作上の過失、機械又は装置の故障、地震、火災、爆発等が（変更なし）

添付書類２

あつた場合に発生すると想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書

添 2-1

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

変更に係る核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書（変更なし）

添付書類３

添 3-1

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

変更に係る核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書（変更なし）

添付書類３

（共通編）

添 3-2

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書

核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書

説明説明

大洗研究所（北地区）は、昭和 42 年 12 月にＪＭＴＲＣフィッションチ

変更理由

ェンバーの使用に関して核燃料物質の使用に係る許可を取得して以来、Ｊェンバーの使用に関して核燃料物質の使用に係る許可を取得して以来、Ｊ

ＭＴＲ、ホットラボ、燃料研究棟、ＨＴＴＲ等の設計及び工事の経験を有ＭＴＲ、ホットラボ、燃料研究棟、ＨＴＴＲ等の設計及び工事の経験を有している。また、核燃料物質使用施設等（以下「使用施設等」という。）

している。また、核燃料物質使用施設等（以下「使用施設等」という。）の管理、核燃料物質の管理、放射線管理、廃棄物管理等を行う者は、長年の管理、核燃料物質の管理、放射線管理、廃棄物管理等を行う者は、長年にわたり核燃料物質に関する試験研究及び施設の運転及び保守に従事してにわたり核燃料物質に関する試験研究及び施設の運転及び保守に従事しており、使用施設等の運転及び保守に関する経験を有している。

おり、使用施設等の運転及び保守に関する経験を有している。

使用施設等以外では、昭和 43 年 3 月のＪＭＴＲ初臨界後、昭和 43 年 9

使用施設等以外では、昭和 43 年 3 月のＪＭＴＲ初臨界後、昭和 43 年 9月に原子炉設置に関する書類の届出で原子炉施設の設置許可を取得して以月に原子炉設置に関する書類の届出で原子炉施設の設置許可を取得して以来、平成 2 年 11 月にＨＴＴＲ原子炉施設の設置に係る設置変更許可を取得

来、平成 2 年 11 月にＨＴＴＲ原子炉施設の設置に係る設置変更許可を取得する等、長年にわたり原子炉施設の運転及び保守に関する経験を有していする等、長年にわたり原子炉施設の運転及び保守に関する経験を有している。また、平成 4 年 3 月には使用施設等及び原子炉施設から廃棄施設の一る。また、平成 4 年 3 月には使用施設等及び原子炉施設から廃棄施設の一部を分離し、廃棄物管理の事業の許可を得ている。

部を分離し、廃棄物管理の事業の許可を得ている。
令和 5 年 6 月現在における大洗研究所（北地区）及び同研究所全体の技術者数及び経験年数は次のとおりである。
経験年数

技術者数
研究所全体

５年未満

46 名

110 名

５年以上１０年未満

23 名

１０年以上

149 名

経験年数

・最新の情報に更新術者数及び経験年数は次のとおりである。

北地区

で示す。

大洗研究所（北地区）は、昭和 42 年 12 月にＪＭＴＲＣフィッションチ

令和 4 年 2 月現在における大洗研究所（北地区）及び同研究所全体の技

組織図

変更箇所について、変更部分を

技術者数
北地区

研究所全体

５年未満

47 名

107 名

・技術者数の見直

59 名

５年以上１０年未満

22 名

58 名

し（以下同じ）

304 名

１０年以上

151 名

307 名

大洗研究所（北地区）においては、使用施設等の設計、工事、運転及び組織図

大洗研究所（北地区）においては、使用施設等の設計、工事、運転及び保守、核燃料物質の管理、放射線管理、廃棄物管理等を的確に遂行するた

保守、核燃料物質の管理、放射線管理、廃棄物管理等を的確に遂行するための組織を定めている。

めの組織を定めている。

大洗研究所（北地区）において核燃料物質使用施設を運営管理する組織

大洗研究所（北地区）において核燃料物質使用施設を運営管理する組織図を添付書類４の第１図及び第２図に示す。

図を添付書類４の第１図及び第２図に示す。

添 3-3

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前
有資格者数

変更箇所について、変更部分を補正後

令和 4 年 2 月現在における大洗研究所（北地区）及び同研究所全体の有資格者数

有資格者数は次のとおりである。

変更理由

令和 5 年 6 月現在における大洗研究所（北地区）及び同研究所全体の保安教育・訓練

格 名・最新の情報に更新

有資格者数は次のとおりである。
有資格者数

資

で示す。

有資格者数

称

資
北地区

研究所全体

原子炉主任技術者

7名

13 名

核燃料取扱主任者

12 名

放射線取扱主任者（第１種）
技術士（原子力・放射線部門）

格 名

称
北地区

研究所全体

原子炉主任技術者

7名

13 名

23 名

核燃料取扱主任者

15 名

24 名

66 名

113 名

放射線取扱主任者（第１種）

70 名

120 名

5名

11 名

技術士（原子力・放射線部門）

6名

12 名

大洗研究所（北地区）においては、使用施設等に係る技術者等に対し保安教育・訓練

大洗研究所（北地区）においては、使用施設等に係る技術者等に対して、関係法令、使用施設等の保安及び放射線管理に係る教育・訓練を計て、関係法令、使用施設等の保安及び放射線管理に係る教育・訓練を計画的に実施し、技術能力の維持及び資質の向上に努める。

画的に実施し、技術能力の維持及び資質の向上に努める。

添 3-4

・有資格者数の見直し（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書 大洗研究所（北地区） 共通編
変更前

補正後

変更後における使用施設等の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する説明書（変更なし）

添付書類４

添 4-1

変更箇所について、変更部分を

で示す。
変更理由

別添２
【取扱注意】（原子力機構 大洗研究所）
本書には、核物質防護情報が含まれています。
当機構の同意なく、本書の全部又は一部を複写及び第三者に開示することを禁止します。

核燃料物質使用変更許可申請書の一部補正
大洗研究所（北地区）
新旧対照表

本文・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・本
添付書類１・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類２・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類３・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類４・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添

ＪＭＴＲ（施設番号１）

－１～２４
１－１～６
２－１～３
３－１
４－１

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

変更前

JMTR（施設番号 1）

変更部分を

又は

で示す。

補正後

【取扱注意】(原子力機構 大洗研究所)
本書には、核物質防護情報が含まれています。
当機構の同意なく、本書の全部又は一部を複写及び第三者に開示することを禁止します。

【取扱注意】(原子力機構 大洗研究所)
本書には、核物質防護情報が含まれています。
当機構の同意なく、本書の全部又は一部を複写及び第三者に開 示することを禁止します。

核燃料物質使用変更許可申請書

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所(北地区)施設編

大洗研究所(北地区)施設編

ＪＭＴＲ(施設番号１)

ＪＭＴＲ(施設番号１)

本-1

変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
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
9.1 気体廃棄施設（省略）

9.2 液体廃棄施設(1) 液体廃棄施設の位置
液体廃棄施設 液体廃棄施設は、原子炉建家、第３排水系貯槽建家（２箇所）、タの位置
ンクヤード及びホット機械室からなる。第３排水系貯槽建家及びタンクヤードは原子炉建家西側に、ホット機械室は原子炉建家東側に位置する。(図 4-1 参照）
液体廃棄施設の名称、使用の場所、用途
原子炉建家内で発生した液体廃棄物は、原子炉建家地下４階に設けられた第１排水系貯槽、第２排水系貯槽及び第４排水系貯槽に一時貯留された後、タンクヤードの廃液タンクに移送する。また、原子炉建家で使用したイオン交換樹脂は、廃液とともに第３排水系貯槽に貯留される。これらの廃樹脂は、貯槽から取り出し
固体廃棄物として処理することができる。
居室実験室建家のホット実験室及び放射線管理室等で発生した液体廃棄物は、ホット機械室地階に設けられた廃液タンクに貯留される。

タンクヤード及びホット機械室の廃液タンクに貯留された液体廃棄物は、放射性物質の濃度を確認ののち、廃棄物管理施設に引き渡す。
図 9.2-1 に液体廃棄物排水系概略図を示す。

床面積

又は

で示す。

補正後

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（省略）使用の目的及び方法（省略）
核燃料物質の種類（省略）
使用の場所（省略）
予定使用期間及び年間予定使用量（省略）
使用済燃料の処分の方法（省略）
核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備（省略）
核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備（省略）(2) 液体廃棄施設の構造
液体廃棄施設の名
構造
称

変更部分を

仕様

1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.

変更理由

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（変更なし）
使用の目的及び方法（変更なし）
核燃料物質の種類（変更なし）
使用の場所（変更なし）
予定使用期間及び年間予定使用量（変更なし）
使用済燃料の処分の方法（変更なし）
核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備（変更なし）
核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備（変更なし）

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
9.1 気体廃棄施設（変更なし）

9.2 液体廃棄施設(1) 液体廃棄施設の位置
液体廃棄施設 液体廃棄施設は、原子炉建家、第３排水系貯槽建家（２箇所）、タの位置
ンクヤード及びホット機械室からなる。第３排水系貯槽建家及びタンクヤードは原子炉建家西側に、ホット機械室は原子炉建家東側に位置する。(図 4-1 参照）
液体廃棄施設の名称、使用の場所、用途
原子炉建家内で発生した液体廃棄物は、原子炉建家地下４階に設けられた第１排水系貯槽、第２排水系貯槽及び第４排水系貯槽に一時貯留された後、タンクヤードの廃液タンクに移送する。また、原子炉建家で使用したイオン交換樹脂は、廃液とともに第３排水系貯槽に貯留される。これらの廃樹脂は、貯槽から取り出し
固体廃棄物として処理することができる。
居室実験室建家のホット実験室及び放射線管理室等で発生した液体廃棄物は、ホット機械室地階に設けられた廃液タンクに貯留される。
ホットラボ施設及び東北大施設で発生した液体廃棄物は、タン
クヤードの廃液タンクに受け入れることができる。
タンクヤード及びホット機械室の廃液タンクに貯留された液体廃棄物は、放射性物質の濃度を確認した後、廃棄物管理施設に引き渡す。
図 9.2-1 に液体廃棄物排水系概略図を示す。
(2) 液体廃棄施設の構造
液体廃棄施設の名
構造
称

本-2

床面積

仕様

図 9.2-1 JMTR
液体廃棄物排水系概略図との整合を図るため
記載の適正化核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更部分を

変更前
原子炉建家
地下４階

又は

で示す。

補正後

鉄筋コンクリー約
使用施設に同じ。図 7.1-10 に原子
2ト造
187m 炉建家平面図（地下 4 階）を示す。
床仕上：エポキ
シ樹脂塗装

原子炉建家
地下４階

変更理由

鉄筋コンクリー約
使用施設に同じ。図 7.1-10 に原子
2ト造
187m 炉建家平面図（地下 4 階）を示す。
床仕上：エポキ
シ樹脂塗装

第３排水系貯槽建 鉄筋コンクリー
家ト造、地上１階、
地下１階
地下１階

－

地階に建家と一体構造の密封型貯槽を設ける。図 9.2-3 に第３排水系貯槽建家平面図を示す。
第３排水系貯槽建家は、水平震度(KH)
0.3 の地震力に耐える設計とする。

第３排水系貯槽建 鉄筋コンクリー
家ト造、地上１階、
地下１階
地下１階

－

地階に建家と一体構造の密封型貯槽を設ける。図 9.2-3 に第３排水系貯槽建家平面図を示す。
第３排水系貯槽建家は、水平震度(KH)
0.3 の地震力に耐える設計とする。

タンクヤード

鉄筋コンクリート造、地下１階(一部地上１階)－

地下ピットに廃液タンク７基を設ける。図 9.2-2 にタンクヤード平面図を示す。
タンクヤードは、水平震度(KH) 0.3の地震力に耐える設計とする。

タンクヤード

鉄筋コンクリート造、地下１階(一部地上１階)－

地下ピットに廃液タンク７基を設ける。図 9.2-2 にタンクヤード平面図を示す。
タンクヤードは、水平震度(KH) 0.3の地震力に耐える設計とする。

ホット機械室

鉄骨スレート
造、鋼板折板屋根構造－

地階に廃液タンクを２基設ける。図9.1-2 にホット機械室平面図を示す。
ホット機械室は、水平震度(KH)0.3の地震力に耐える設計とする。

ホット機械室

鉄骨スレート
造、鋼板折板屋根構造－

地階に廃液タンクを２基設ける。図9.1-2 にホット機械室平面図を示す。
ホット機械室は、水平震度(KH)0.3の地震力に耐える設計とする。

(3) 液体廃棄施設の設備
液体廃棄設備の名称 個数

仕様(3) 液体廃棄施設の設備
液体廃棄設備の名称 個数仕様

第１排水系貯槽１基

材質

鉄筋コンクリート（ステンレス鋼ライニング）

第１排水系貯槽１基

材質

鉄筋コンクリート（ステンレス鋼ライニング）第２排水系貯槽２基

材質

鉄筋コンクリート（エポキシコーティング）

第２排水系貯槽２基

材質

鉄筋コンクリート（エポキシコーティング）

第４排水系貯槽１基

材質

鉄筋コンクリート（エポキシコーティング）

第４排水系貯槽１基

材質

鉄筋コンクリート（エポキシコーティング）

第３排水系貯槽

２基

貯槽(Ⅰ)
材質 鉄筋コンクリート（鋼板エポキシコーティン
グ）
貯槽(Ⅱ)
材質 鉄筋コンクリート（ステンレス鋼ライニン
グ）

第３排水系貯槽

２基

貯槽(Ⅰ)
材質 鉄筋コンクリート（鋼板エポキシコーティン
グ）
貯槽(Ⅱ)
材質 鉄筋コンクリート（ステンレス鋼ライニン
グ）

排
水
槽

排
水
槽

タンクヤード
廃液タンク

７基

材質
鋼

鋼板製内面ゴムライニングまたはステンレス

タンクヤード
廃液タンク

７基

材質
鋼

鋼板製内面ゴムライニングまたはステンレス

ホット機械室
廃液タンク

２基

材質

鋼板製内面ゴムライニング

ホット機械室
廃液タンク

２基

材質

鋼板製内面ゴムライニング

廃液輸送管

２系統 タンクヤードの廃液タンクに貯留された液体廃棄物
を廃棄物管理施設に移送する。
材 質 ステンレス鋼

廃液輸送管

本-3

２系統 タンクヤードの廃液タンクに貯留された液体廃棄物
を廃棄物管理施設に移送する。
材 質 ステンレス鋼

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
廃液移送容器9.3

１式

一部の液体廃棄物は、廃液移送容器を備えた廃液運搬
車により廃棄物管理施設へ移送する。
形式
円筒型
容量
約３ｍ３
材質
ステンレス鋼

固体廃棄施設（省略）

変更部分を

又は

で示す。

補正後
廃液移送容器9.3

１式

一部の液体廃棄物は、廃液移送容器を備えた廃液運搬
車により廃棄物管理施設へ移送する。
形式
円筒型
容量
約３ｍ３
材質
ステンレス鋼
固体廃棄施設（変更なし）

10. 使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備 10. 使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する事項（省略）に関する事項（変更なし）
表 7.3-1 放射線管理設備（連続監視用モニタ等）（省略）
表 7.3-2 放射線管理設備（サーベイメータ等）（省略）
表 7.3-3 プロセスモニタ（連続監視用モニタ等）（省略）
表 8-1 貯蔵設備の核的制限値及び貯蔵制限値（省略）

表 7.3-1 放射線管理設備（連続監視用モニタ等）（変更なし）
表 7.3-2 放射線管理設備（サーベイメータ等）（変更なし）
表 7.3-3 プロセスモニタ（連続監視用モニタ等）（変更なし）
表 8-1 貯蔵設備の核的制限値及び貯蔵制限値（変更なし）

図 4-1 ＪＭＴＲ施設全体配置図（省略）
図 7.1-1 原子炉建家縦断面図（南北方向）（省略）
図 7.1-2 原子炉建家縦断面図（東西方向）（省略）
図 7.1-3 原子炉建家平面図（３階）（省略）
図 7.1-4 原子炉建家平面図（２階）（省略）
図 7.1-5 原子炉建家平面図（中２階）（省略）
図 7.1-6 原子炉建家平面図（１階）（省略）
図 7.1-7 原子炉建家平面図（地下１階）（省略）
図 7.1-8 原子炉建家平面図（地下２階）（省略）
図 7.1-9 原子炉建家平面図（地下３階）（省略）
図 7.1-10 原子炉建家平面図（地下４階）（省略）
図 7.1-11 居室実験室建家１階平面図（省略）
図 7.1-12 照射準備室建家平面図（省略）
図 7.1-13 機械室建家平面図（省略）
図 7.2-1 圧力容器の概要図（省略）
図 7.3-1 電源設備主要系統図（省略）
図 8.1-1 燃料管理室建家平面図（省略）
図 9.1-1 排風機室及びフィルタバンク平面図（省略）
図 9.1-2 ホット機械室平面図（省略）
図 9.1-3 ＪＭＴＲ換気設備概要図（省略）

図 4-1 ＪＭＴＲ施設全体配置図（変更なし）
図 7.1-1 原子炉建家縦断面図（南北方向）（変更なし）
図 7.1-2 原子炉建家縦断面図（東西方向）（変更なし）
図 7.1-3 原子炉建家平面図（３階）（変更なし）
図 7.1-4 原子炉建家平面図（２階）（変更なし）
図 7.1-5 原子炉建家平面図（中２階）（変更なし）
図 7.1-6 原子炉建家平面図（１階）（変更なし）
図 7.1-7 原子炉建家平面図（地下１階）（変更なし）
図 7.1-8 原子炉建家平面図（地下２階）（変更なし）
図 7.1-9 原子炉建家平面図（地下３階）（変更なし）
図 7.1-10 原子炉建家平面図（地下４階）（変更なし）
図 7.1-11 居室実験室建家１階平面図（変更なし）
図 7.1-12 照射準備室建家平面図（変更なし）
図 7.1-13 機械室建家平面図（変更なし）
図 7.2-1 圧力容器の概要図（変更なし）
図 7.3-1 電源設備主要系統図（変更なし）
図 8.1-1 燃料管理室建家平面図（変更なし）
図 9.1-1 排風機室及びフィルタバンク平面図（変更なし）
図 9.1-2 ホット機械室平面図（変更なし）
図 9.1-3 ＪＭＴＲ換気設備概要図（変更なし）

本-4

変更理由

本-5
廃 樹 脂
フィルタ逆洗浄第２排水系貯槽（Ⅱ）（20ｍ3）

P

P

P

P

P

P

廃液タンクNo.2（40ｍ3）

廃液タンクNo.6（5ｍ3）

廃液タンクNo.7（5ｍ3）

廃液タンクNo.4（10ｍ3）
廃液タンクNo.5（10ｍ3）

廃液タンクNo.3（25ｍ3）

ホット ラボ
施設

P

P

P

P

P

P

P

廃液タンクNo.1（40ｍ3）

廃液タンクNo.2（40ｍ3）

廃液タンクNo.6（5ｍ3）

廃液タンクNo.7（5ｍ3）

廃液タンクNo.4（10ｍ3）
廃液タンクNo.5（10ｍ3）

廃液タンクNo.3（25ｍ3）【タンクヤード】

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

廃
棄
物
管
理
施
設

廃
棄
物
管
理
施
設

又は

図9.2-1 Ｊ ＭＴ Ｒ 液体廃棄物排水系概略図

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

変更部分を

貯槽（Ⅱ）
（220ｍ3）貯槽（Ⅰ）（200ｍ3）【第３排水系貯槽】

東北 大
施設

SFCプールカナルNo.3
排水PP

図9.2-1 Ｊ ＭＴ Ｒ 液体廃棄物排水系概略図

貯槽（Ⅱ）（220ｍ3）貯槽（Ⅰ）（200ｍ3）

P

廃液タンクNo.1（40ｍ3）【タンクヤード】

変更前

第２排水系貯槽（Ⅰ）（20ｍ3）

ホット ラボ
施設

廃液運搬車

廃液運搬車

JMTR（施設番号 1）

床排水等

手洗い水等

第４排水系貯槽（20ｍ3）

第１排水系貯槽（180ｍ3）

炉プール
カナル水
一次冷却水

（地下４階）（発生源）

廃液タンクNo.2
（5ｍ3）

東北 大
施設

【第３排水系貯槽】

α-γ
施設

SFCプールカナルNo.3
排水PP

大洗研究所（北地区）【原子炉建家】

ホット実験室
測定室・他

廃液タンクNo.1（5ｍ3）【ホット機械室】

第２排水系貯槽（Ⅱ）（20ｍ3）

第２排水系貯槽（Ⅰ）（20ｍ3）【居室実験室建家】

廃 樹 脂
フィルタ逆洗浄

床排水等

手洗い水等

第４排水系貯槽（20ｍ3）

第１排水系貯槽（180ｍ3）

炉プール
カナル水
一次冷却水

（地下４階）

廃液タンクNo.1（5ｍ3）

廃液タンクNo.1（5ｍ3）【ホット機械室】（発生源）【原子炉建家】

ホット実験室
測定室・他【居室実験室建家】

核燃料物質使用変更許可申請書
で示す。

補正後
変更理由

タンクヤード内
機器類配置位置の明確化

記載の適正化

照射燃料試験施設であるα-γ
施設からの液体
廃棄物の受け入れを終了することによる配管撤去に伴い、弁の取外し及び閉止蓋の取付けを行うため
なお、弁は、
原子炉施設と共用のため、本工事は原子炉施設の廃止措置計画に基づき実施する核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

変更前
図 9.2-2
図 9.2-3

タンクヤード平面図（省略）
第３排水系貯槽建家平面図（省略）JMTR（施設番号 1）

変更部分を
補正後

図 9.2-2
図 9.2-3

本-6

タンクヤード平面図（変更なし）
第３排水系貯槽建家平面図（変更なし）

又は

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

変更前
添付書類１

JMTR（施設番号 1）

変更部分を

又は

で示す。

補正後
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。）

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。）

（施設編）

（施設編）

ＪＭＴＲ

ＪＭＴＲ

添 1-1

変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
（省略）

変更部分を
補正後

（変更なし）

添 1-2

又は

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
添付書類２

変更部分を

又は

で示す。

補正後
添付書類２

変更後における使用施設等の操作上の過失、機械又は装置の故障、地震、火災、爆発等があつた場合に発生すると想定される事故の種
類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書

変更後における使用施設等の操作上の過失、機械又は装置の故障、地震、火災、爆発等があつた場合に発生すると想定される事故の種
類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書

（施設編）

（施設編）

ＪＭＴＲ

ＪＭＴＲ

添 2-1

変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
（省略）

変更部分を
補正後

（変更なし）

添 2-2

又は

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

変更前
添付書類３

JMTR（施設番号 1）

変更部分を

又は

で示す。

補正後
添付書類３

変更に係る核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書（施設編）

変更に係る核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
（施設編）

ＪＭＴＲ

ＪＭＴＲ

添 3-1

変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
（省略）

変更部分を
補正後

（変更なし）

添 3-2

又は

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

変更前

JMTR（施設番号 1）

変更部分を

又は

で示す。

補正後

変更理由

使用施設等の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に係る説明書（施設編）

変更後における使用施設等の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に係る説明書（施設編）

共通編の記載に合わせた適正化

ＪＭＴＲ

ＪＭＴＲ

添付書類４

添付書類４

添 4-1

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

JMTR（施設番号 1）

変更前
（省略）

変更部分を
補正後

（変更なし）

添 4-2

又は

で示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

参考資料 1

工事に係る安全性について

記載なし

ＪＭＴＲ

参 3-1

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1Ⅰ

ＪＭＴＲタンクヤード内廃液配管の既設第２排水系ヘッダ部の改造工事に係る安全性について

1.改造工事の概要及び方法
照射燃料試験施設（α-γ施設）の廃液輸送管撤去に伴い、タンクヤード内廃液配管の既設第２排水系ヘッダ部に開口部が発生することから、これらの配管を接続していた弁を取り外したうえで、閉止措置を目的として閉止蓋を取り付ける。改造工事実施箇所及び写真を図Ⅰ-1 に示す。
工事にあたってはレンチ等の手工具を用いることとし、作業については保安規定に基づき、作業実施方法、放射線管理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計画書に基づき実施する。
また、その他の安全機能を有する施設等に影響を及ぼさないように留意するとともに、タンク
ヤード内廃液配管を開放する際には、適切な汚染拡大防止措置を講じる。
2.核燃料物質の譲渡しの方法
改造対象設備に貯蔵又は使用中の核燃料物質はなく、核燃料物質の譲渡しの方法については、該当しない。
3.核燃料物質による汚染の除去の方法
改造対象設備での核燃料物質の使用実績はないため、汚染はないと推定されるが、構造上、汚染のないことの確認が困難であるので、軽微な汚染があるものとして取り扱う。
また、必要に応じて遊離性汚染については、水、洗剤、アルコール等により除染する。

記載なし

4.核燃料物質によって汚染された物の廃棄の方法取り外した弁等の廃棄物は保安規定に基づき、適切に取り扱う。
5.作業の管理改造工事にあたっては、1.に示した放射線作業計画書を作成し、安全確保の徹底を図るとともに、作業手順、工程及び保管方法を記録する。
また、作業者については保安教育を実施し、放射線作業計画書に基づき作業方法、安全対策、
非常時の対応等を周知徹底するとともに、作業開始前には打合せを行い、安全意識の高揚を図る。

参 3-2

参 3-3
PP

廃液タンクNo.5（10ｍ3）
廃液タンクNo.3（25ｍ3）

貯槽（Ⅱ）（220ｍ3）

PP

P

廃液タンクNo.4（10ｍ3）

廃液タンクNo.7（5ｍ3）

廃液タンクNo.6
（5ｍ3）

貯槽（Ⅰ）
（200ｍ3）【第３排水系貯槽】

ホット ラボ施設

P

P

図Ⅰ-1 改造対象設備の配置概略図
図9.2-1 Ｊ ＭＴ Ｒ 液体廃棄物排水系概略図（核燃料物質使用変更許可申請書（既許可）：図 9.2-1）JMTR 液体廃棄物排水系概略図）

第２排水系貯槽（Ⅱ）（20ｍ3）

東北 大
施設

廃液タンクNo.2（40ｍ3）

廃液タンクNo.1（40ｍ3）【タンクヤード】

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

廃
棄
物
管
理
施
設

変更部分を

廃 樹 脂
フィルタ逆洗浄

床排水等

第２排水系貯槽（Ⅰ）（20ｍ3）

α-γ
施設

廃液運搬車

補正前

手洗い水等

SFCプールカナルNo.3
排水

P

廃液運搬車

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

第４排水系貯槽（20ｍ3）

第１排水系貯槽（180ｍ3）

炉プール
カナル水
一次冷却水

（地下４階）（発生源）【原子炉建家】

廃液タンクNo.1
（5ｍ3）

P

記載なし

ホット実験室
測定室・他

大洗研究所（北地区）

廃液タンクNo.1（5ｍ3）【ホット機械室】

対象【居室実験室建家】

核燃料物質使用変更許可申請書
で示す。

補正後

参考資料 1

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 1
改造期間中に機能を維持すべき設備及びその機能並びにその機能を維持すべき期間に関する説明書
1.使用施設に残存する核燃料物質の評価
当該作業において、JMTR で使用、貯蔵される核燃料物質の変更はなく、遮蔽能力の変更もない。
2.気体廃棄施設の維持管理作業場所である JMTR タンクヤード及び C トレンチにおいて、当該区域の負圧を維持管理する気体廃棄施設の設置はないため、該当しない。
3.対象設備の改造の期間
本改造に要する期間は、閉止蓋の製作から現地据付工事の期間として、約 6 ヵ月を計画して
いる。

記載なし

参 3-4

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 2
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物による放射線の被ばく管理及び放射性廃棄物の廃棄に関する説明書
1.改造中の放射線管理(1)核燃料物質による汚染の拡大防止のための措置に関すること
改造はドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトの取り付け、取り外しを行うとともに、適切な汚染拡大防止措置を確実に実施する。
(2)外部及び内部被ばく低減に関すること改造に当たっては、保安規定に基づき、外部被ばく及び内部被ばく管理を行う。
2.改造に伴う放射性固体廃棄物の発生量
本改造工事において発生する放射性固体廃棄物の量は、最大で 20 リットルカートンボック
ス 5 個及び 20 リットルペール缶 1 個である。
3.改造期間中の平常時における一般公衆の被ばく線量の評価
本作業に伴って発生する放射性固体廃棄物は JMTR 施設の所定の保管廃棄施設に保管するため、平常時における一般公衆の被ばく線量の評価に変更はない。本作業においては、汚染拡大防止措置を実施したうえで行い、周辺監視区域外における放射性物質濃度が法令に定める濃度限度を超えないように管理する。

記載なし

参 3-5

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 3
改造の作業場の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害があった場合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響に関する説明書
本作業において、適切な防護具を装備して行うことから、万一機械又は装置の故障が発生しても、作業員の被ばくを防止できる。
なお、本作業により、地震、火災その他の災害があった場合に発生すると想定される事故時における一般公衆への影響の評価に変更はない。

記載なし

参 3-6

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1Ⅱ

α-γ施設（大洗南地区）の廃液輸送管の解体・撤去に係る安全性について

1.解体・撤去する設備の概要及び撤去の方法(1) 解体・撤去する設備の概要
照射燃料試験施設（α-γ施設）の廃液輸送管は、放射性液体廃棄物を他施設へ移送するために、許可を受けた設備である。今後使用する予定がないことから、JMTR タンクヤード及び C
トレンチ内の配管撤去を行う。廃液輸送管の配置及び写真を図Ⅱ-１に示す。
(2) 解体・撤去の方法
核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、①解体・撤去を行うための措置、②撤去対象
設備の処理・廃棄である。
撤去対象設備の廃液輸送管については核燃料物質の使用実績はないため、配管内部に有意な汚染はないと推定される。また、使用履歴から配管内に廃液はないと推定されるが、わずかな滞留水が残っている可能性がある。解体作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを外し、特に配管の解体作業については、配管を覆うようにビニルバッグを取り付けてから行うなど万が一の汚染拡大防止措置を実施したうえで、火気及び粉塵が発生しない
よう、パイプカッター等の工具を用いて切断する。以下に工事の方法を示す。
① 解体・撤去を行うための措置
解体・撤去対象設備表面の汚染状況を直接法及びスミヤ法によりサーベイし、汚染のないことを確認する。また、解体に伴い廃液が発生した場合は分取後、放射線計測を行い、汚染の有無を確認する。
②撤去対象設備の処理・廃棄①の結果、汚染がない設備については保安規定に従い、「放射性廃棄物でない廃棄物」
として適切に取り扱う。作業において万が一汚染が確認された場合には、当該箇所を分離除去し、「放射性廃棄物」として適切に取り扱う。分取後の廃液については、汚染のない場
合は一般排水とし、汚染が確認された場合には「放射性液体廃棄物」として適切に取り扱
う。

記載なし

2.核燃料物質の譲渡しの方法
撤去対象設備に貯蔵又は使用中の核燃料物質はなく、核燃料物質の譲渡しの方法については、該当しない。
3.核燃料物質による汚染の除去の方法(1) 汚染の状況
解体・撤去対象設備での核燃料物質の使用実績はないため、汚染はないと推定される。
(2) 汚染の除去方法
汚染検査にて汚染が確認された場合は、汚染箇所をアルコール等によりふき取り除染を行う。ふき取り後に残留した固着性の汚染については、必要に応じて、粘着テープ等により汚染を固定するか、養生を施す。除染作業については、保安規定に基づき作業実施方法、放射線管
理、放射性廃棄物管理、作業の安全管理、実施体制、非常時の対応等を記載した放射線作業計
画書に基づき実施する。
参 3-7

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 14.核燃料物質によって汚染された物の廃棄の方法(1) 放射性気体廃棄物の廃棄
当該作業において放射性気体廃棄物の発生はない。配管の解体作業については、配管を覆うようにビニルバッグを取り付けてから行うなどの汚染拡大防止措置を実施したうえで行い、周辺監視区域外における放射性物質濃度が法令に定める濃度限度を超えないように管理
する 。
(2)

放射性液体廃棄物の廃棄
廃液輸送管設備内部に廃水は無いため、当該作業では放射性液体廃棄物は発生しない。わずかな滞留水が確認された場合、ポリ瓶等の容器に一時的に貯留し、汚染検査の結果、汚染が検出されなかった場合は一般排水として排水する。汚染が検出された場合は、保安規定に従い、大洗研究所内の廃棄物管理施設へ運搬する。

(3)

放射性固体廃棄物の廃棄撤去対象設備の汚染検査の結果、汚染が検出された場合は、除染を行い、固着汚染部分については放射性固体廃棄物として管理する。
当該作業で発生する放射性固体廃棄物は、所定の容器（コンテナ等）に収納し、照射燃料試験施設（α-γ施設）内の保管廃棄施設に保管した後、大洗研究所内の固体廃棄物前処理施設又は廃棄物管理施設へ運搬する。

記載なし

5.作業の管理(1) 作業の計画
解体・撤去対象設備の解体・撤去に当たっては、保安規定に基づき、作業実施方法、放射性廃棄物管理、放射線管理、作業の安全管理、工事の実施体制、非常時の対応等を記載した
放射線作業計画書を作成し、安全確保の徹底を図る。
(2)

(3)

作業の記録
本作業について、作業手順、工程、廃棄物の保管方法の記録を作成する。

作業者に対する教育等
保安規定に基づく、保安教育を実施する。また、放射線作業計画書に基づき、作業方法、
放射性廃棄物の取扱い、非常時の対応等を周知徹底するとともに、作業開始時に打ち合わせを行い、安全意識の高揚を図る。

参 3-8

参 3-9PP

廃液タンクNo.5（10ｍ3）
廃液タンクNo.3（25ｍ3）

貯槽（Ⅱ）（220ｍ3）

PP

P

廃液タンクNo.4（10ｍ3）

廃液タンクNo.7（5ｍ3）

廃液タンクNo.6
（5ｍ3）

貯槽（Ⅰ）
（200ｍ3）【第３排水系貯槽】

ホット ラボ
施設

P

P

廃液輸送管

図Ⅱ-1
解体・撤去対象設備の配置概略図
図9.2-1Ｊ ＭＴ Ｒ 液体廃棄物排水系概略図（核燃料物質使用変更許可申請書（既許可）：図 9.2-1）JMTR 液体廃棄物排水系概略図）

第２排水系貯槽（Ⅱ）（20ｍ3）

東北 大
施設

廃液タンクNo.2（40ｍ3）

廃液タンクNo.1（40ｍ3）【タンクヤード】

廃液運搬車

廃液運搬車

廃液運搬車

廃
棄
物
管
理
施
設

変更部分を

廃 樹 脂
フィルタ逆洗浄

床排水等

第２排水系貯槽（Ⅰ）（20ｍ3）

α-γ
施設

廃液運搬車

補正前

手洗い水等

SFCプールカナルNo.3
排水

P

廃液運搬車

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

第４排水系貯槽（20ｍ3）

第１排水系貯槽（180ｍ3）

炉プール
カナル水
一次冷却水

（地下４階）（発生源）【原子炉建家】

廃液タンクNo.1
（5ｍ3）

P

記載なし

ホット実験室
測定室・他

大洗研究所（北地区）

廃液タンクNo.1（5ｍ3）【ホット機械室】

対象【居室実験室建家】

核燃料物質使用変更許可申請書
で示す。

補正後

参考資料 1

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 1
解体・撤去期間中に機能を維持すべき設備及びその機能並びにその機能を維持すべき期間に関する説明書
1.使用施設に残存する核燃料物質の評価
当該作業において、JMTR で使用、貯蔵される核燃料物質の変更はなく、遮蔽能力の変更もない。
2.気体廃棄施設の維持管理作業場所である JMTR タンクヤード及び C トレンチにおいて、当該区域の負圧を維持管理する気体廃棄施設の設置はないため、該当しない。
3.対象設備の解体・撤去の期間
廃液輸送管の撤去に要する期間は、約 2 週間である。

記載なし

参 3-10核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 2
核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物による放射線の被ばく管理及び放射性廃棄物の廃棄に関する説明書
1.解体・撤去期間中の放射線管理(1)核燃料物質による汚染の拡大防止のための措置に関すること
設備の解体については、・解体作業は、ドライバーやレンチ等の手工具等を用いてネジやボルトを外し、特に配管の解体作業については、配管を覆うようにビニルバッグを取り付けてから行うなどの汚染拡大防止措置を実施したうえで、サーベイエリアを設定し、エリア退出時に相互サーベイ等の汚染チェックを確実に実施する。
(2)外部及び内部被ばく低減に関すること
解体・撤去対象設備の解体・撤去に当たっては、保安規定に基づき、外部被ばく及び内部被ばく管理を行う。
2.解体・撤去に伴う放射性固体廃棄物の発生量
廃液輸送管は、核燃料物質の使用実績等がないため、有意な汚染はないと推定される。汚染
検査の結果汚染が検出されないものについては、放射性廃棄物でない廃棄物として、適切に取り扱う。
汚染検査の結果汚染が確認され、設備を放射性固体廃棄物として処分する場合、発生する放射性固体廃棄物の量は、最大でカートンボックス 2 個及びコンテナ 0.05 m3 である。

記載なし

3.解体・撤去期間中の平常時における一般公衆の被ばく線量の評価
本作業に伴って発生する放射性固体廃棄物は照射燃料試験施設（α-γ施設）の所定の保管廃棄施設又は固体廃棄物前処理施設に保管するため、平常時における一般公衆の被ばく線量の評価に変更はない。本作業において放射性気体廃棄物の発生はなく、配管の解体作業について
は、配管を覆うようにビニルバッグを取り付けてから行うなどの汚染拡大防止措置を実施した
うえで行い、周辺監視区域外における放射性物質濃度が法令に定める濃度限度を超えないように管理する。

参 3-11

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

JMTR 施設（施設番号 1）参考資料 1

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料 1

別添 3
解体・撤去の作業場の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害があった場合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響に関する説明書
本作業において、適切な防護具を装備して行うことから、万一機械又は装置の故障が発生しても、作業員の被ばくを防止できる。
また、解体・撤去作業時の作業場の火災対策として、作業エリアに不燃シートを設置するとともに、作業場付近の可燃物の回収を徹底し、消火器を配置する。
なお、本作業により、地震、火災その他の災害があった場合に発生すると想定される事故時における一般公衆への影響の評価に変更はない。

記載なし

参 3-12

別添3

核燃料物質使用変更許可申請書の一部補正
大洗研究所（北地区）
新旧対照表

本文・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・本
添付書類１・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類２・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類３・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添
添付書類４・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添

燃料研究棟

－１～２４
１－１～６
２－１～３
３－１
４－１

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

補正後

核燃料物質使用変更許可申請書（変更なし）
大洗研究所（北地区）施設編
燃料研究棟（施設番号３）

本-1

で、削除部分をで示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
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
２．使用の目的及び方法
整理番号

１

使

使

（省略）

用 の 目 的用 の 方 法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
２．使用の目的及び方法
整理番号

１

使

で示す。
変更理由

（変更なし）

用 の 目 的

核燃料物質を集約施設への搬出まで一時貯蔵を行う。搬出までは、核燃料物質の管理基準に従い貯蔵容器の点検を行う。また、貯蔵容器内の核燃料物質の健全性を確保す
るため、熱処理を行う。

整理番号

使

用 の 方 法取扱設備・機器：グローブボックス（空気あるいは不活性ガス雰囲気）36 台を配置し、各種分析に必要な装置等を内装する。各グローブボックス及び実験室の使用の方法を第 2－1 表に示す。

取扱設備・機器：グローブボックス（空気あるいは不活性ガス雰囲気）17 台を配置し、各種分析に必要な装置等を内装する。各グローブボックス及び実験室の使用の方法を第 2－1 表に示す。

取扱核燃料物質：

取扱核燃料物質：

劣化ウラン （化学形：U, UO2, U3O8, UN, UC, UH3, UCl3, UF6, UO2(NO3)2 ）劣化ウラン （化学形：U, UO2, U3O8 ）（物理形：粉末、固体、溶液）（物理形：粉末、固体）

天然ウラン （化学形：U, UO2, U3O8, UN, UC, UH3, UCl3, UF6, UO2(NO3)2 ）天然ウラン （化学形：U, UO2, U3O8 ）（物理形：粉末、固体、溶液）（物理形：粉末、固体）

濃縮ウラン （化学形：U, UO2, U3O8, UN, UC, UH3, UCl3, UF6, UO2(NO3)2 ）

濃縮ウラン （化学形：U, UO2, U3O8 ）（物理形：粉末、固体、溶液）・設備等の使用終了及び保有核燃
料物質との整合のための表記の見直し（以下同じ）（物理形：粉末、固体）（化学形：Th, ThO2, ThN, ThC, ThH4, ThCl4, ThF4, Th(NO3)4 ）トリウム（物理形：粉末、固体、溶液）
取扱数量：
（省略）
取扱方法：
１．核燃料物質の熱処理及び健全性確認
核燃料物質の熱処理、Ｘ線回折、化学分析、電子線分析により、健全性評価に必要なデータを取得する。各作業の詳細を以下に示す。
（1）貯蔵容器等の搬出入・金属容器の取出し（109 号室：911-D グローブボックス）
貯蔵設備から貯蔵容器を取り出した後、汚染検査を行う。貯蔵容器を管理区域内運搬
車にて 109 号室に移動し、貯蔵容器を汚染検査後、911-D グローブボックスにバッグインする。
グローブボックス内で貯蔵容器を開封して、試料を封入した金属容器の入ったポリ塩
化ビニル製バッグ（以下「ビニルバッグ」という。）を取り出す。ビニルバッグ表面の汚染検査後、汚染のないことを確認し、911-D グローブボックスから金属容器を収納したビニルバッグをバッグアウトする。金属容器を運搬用容器に収納して管理区域内運搬
車にて 101、102、103 又は 107 号室に移動する。グローブボックス内の作業において金属容器を収納したビニルバッグに汚染を検出した場合は、除染資材による汚染の除去、汚染箇所のテープ等での固定、ビニルバッグの交換等を行う。

・設備等の使用終了に伴う表記の見直し

プルトニウム（化学形：Pu, PuO2 ）（物理形：粉末、固体、溶液）
トリウム

・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う表記の見直し
・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除

（物理形：粉末、固体）

プルトニウム（化学形：Pu, PuO2, PuN, PuC, PuH3, PuCl3, PuF4, Pu(NO3)4 ）１-①

で、削除部分を補正後① 核燃料物質を集約施設への搬出まで一時貯蔵を行う。搬出までは、核燃料物質の管理基準に従い貯蔵容器の点検を行う。また、貯蔵容器内の核燃料物質の健全性を確認するため、必要な表面観察、元素分析等を行う。
② 核燃料物質の集約施設への搬出に向け、移動用キャスクの制限量 220g 以下とするため、酸 化 物 原 料 粉 Pu+235U：の 貯 蔵 容 器 内 の 一 部 の 金属容器を取り出し、別の貯蔵容器に詰替えを行う。

整理番号

又は

（化学形：Th, ThO2, ThN, ThC ）（物理形：粉末、固体）

１

取扱数量：
（変更なし）
取扱方法：
１．核燃料物質の熱処理及び健全性確認
核燃料物質の熱処理により、健全性を確保する。各作業の詳細を以下に示す。
（1）貯蔵容器等の搬出入・金属容器の取出し（109 号室：911-D グローブボックス）
貯蔵設備から貯蔵容器を取り出した後、汚染検査を行う。貯蔵容器を管理区域内運搬
車にて 109 号室に移動し、貯蔵容器を汚染検査後、911-D グローブボックスにバッグインする。
グローブボックス内で貯蔵容器を開封して、試料を封入した金属容器の入ったポリ塩
化ビニル製バッグ（以下「ビニルバッグ」という。）を取り出す。ビニルバッグ表面の汚染検査後、汚染のないことを確認し、911-D グローブボックスから金属容器を収納したビニルバッグをバッグアウトする。金属容器を運搬用容器に収納して管理区域内運搬
車にて 101 号室に移動する。グローブボックス内の作業において金属容器を収納したビニルバッグに汚染を検出した場合は、除染資材による汚染の除去、汚染箇所のテープ等での固定、ビニルバッグの交換等を行う。

本-2

・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由
・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）（2）熱処理（101 号室：113-D、114-D 及び 115-D グローブボックス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 113-D グローブボックスにバッグインする。
金属容器を 113-D から 115-D グローブボックスに移動して金属容器を開封し、核燃料物質を分取する。115-D グローブボックスから試料を移動し、114-D グローブボックスの溶融塩電解炉に装荷して試料の熱処理を行う。熱処理後、試料を取り出し、114-D から 115-D グローブボックスに移動して、試料を金属容器に封入し、113-D グローブボッ
クスに移動する。金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、加熱炉は過昇温時と冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グ
ローブボックス内には消火剤を、グローブボックス外には消火器を配置する。加熱中は常時作業員が監視を行うとともに、万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。
（3）酸化還元熱処理（101 号室：131-D 及び 132-D グローブボックス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 131-D グローブボックスにバッグインする。
金属容器を 131-D から 132-D グローブボックスに移動して金属容器を開封し、核燃料物質を分取する。132-D グローブボックスから試料を移動し、131-D グローブボックスの酸化還元炉に装荷して試料の熱処理を行う。熱処理後、試料を取り出し、131-D から
132-D グローブボックスに移動して、試料を金属容器に封入し、131-D グローブボック
スに移動する。金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、酸化還元炉は過昇温時と冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グローブボックス内には消火剤を、グローブボックス外には消火器を配置する。加
熱中は常時作業員が監視を行うとともに、万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。

（2）酸化還元熱処理（101 号室：131-D 及び 132-D グローブボックス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 131-D グローブボックスにバッグインする。
金属容器を 131-D から 132-D グローブボックスに移動して金属容器を開封し、核燃料物質を分取する。132-D グローブボックスから試料を移動し、131-D グローブボックスの酸化還元炉に装荷して試料の熱処理を行う。熱処理後、試料を取り出し、131-D から
132-D グローブボックスに移動して、試料を金属容器に封入し、131-D グローブボック
スに移動する。金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、酸化還元炉は過昇温時と冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グローブボックス内には消火剤を、グローブボックス外には消火器を配置する。加
熱中は常時作業員が監視を行うとともに、万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。

（4）金属不純物定量（102 号室：211-W グローブボックス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 211-W グローブボックスにバッグインする。
金属容器を開封し、核燃料物質を分取して金属不純物測定装置に装荷し、金属不純物の定量を行う。定量後、試料を金属容器に封入し、金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、金属不純物測定装置は冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グローブボックス内には消火剤を、グローブボックス外には消火器を配置する。測定中は常時作業員が監視を行うとともに、万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。

・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

本-3

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由
・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）（5）Ｘ線回折・高温Ｘ線回折（103 号室：301-D、302-D 及び 303-D グローブボックス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 301-D グローブボックスにバッグインする。
金属容器を 301-D から 302-D グローブボックスに移動して金属容器を開封し、核燃料物質を分取する。302-D グローブボックスのＸ線回折装置に試料を装荷し測定する。また、金属容器を 301-D から 303-D グローブボックスに移動して金属容器を開封し、核燃料物質を分取する。303-D グローブボックスの高温Ｘ線回折装置に試料を装荷して測定する。測定後、試料を取り出し、302-D、303-D グローブボックスで試料を金属容器に封入し、301-D グローブボックスに移動する。金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、Ｘ線回折装置は冷却水断水時に、高温Ｘ線回折装置は過昇温時と冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グローブボックス内には消火剤を、グローブ
ボックス外には消火器を配置する。測定中は常時作業員が監視を行うとともに、万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。
（6）試料表面処理・窒素定量・電子線分析（107 号室：701-D 及び 702-D グローブボック
ス）
109 号室の 911-D グローブボックスから移動した金属容器を収納したビニルバッグ表
面の汚染検査後、汚染のないことを確認して 701-D グローブボックスにバッグインする。
金属容器を開封し、核燃料物質を分取して窒素定量装置に装荷し、分析する。また、
701-D グローブボックスで試料表面を導電処理し、702-D グローブボックスに試料を移動し、電子線分析装置に装荷して測定する。分析及び測定後、試料を取り出し、701-D
グローブボックスに移動して、試料を金属容器に封入する。金属容器をバッグアウトし、運搬用容器に収納する。管理区域内運搬車を用いて 109 号室へ移動する。
火災防止のため、電子線分析装置、窒素定量装置は漏電時と冷却水断水時に電源が切断される仕様とし、グローブボックス内には消火剤を、グローブボックス外には消火器を配置する。万一火災が発生した場合には、消火剤等にて消火を行う。
（7）貯蔵容器内への金属容器収納・貯蔵容器の点検・貯蔵容器等の搬出入（109 号室：
911-D グローブボックス）
金属容器を運搬用容器に収納して管理区域内運搬車にて 101、102、103 又は 107 号室から 109 号室に移動後、運搬用容器から金属容器を収納したビニルバッグを取出し後、汚染検査を行う。汚染のないことを確認し、911-D グローブボックスに金属容器を収納したビニルバッグをバッグインする。
貯蔵設備へ収納するため、グローブボックス内にて金属容器を貯蔵容器に収納する。
汚染検査後、貯蔵容器をバッグアウトし、管理区域内運搬車を用いて貯蔵設備へ移動して、貯蔵棚に一時貯蔵する。グローブボックス内の作業において貯蔵容器に汚染を検出した場合は、除染資材による汚染の除去、汚染箇所のテープ等での固定、貯蔵容器の交換等を行う。

（3）貯蔵容器内への金属容器収納・貯蔵容器の点検・貯蔵容器等の搬出入（109 号室：
911-D グローブボックス）
金属容器を運搬用容器に収納して管理区域内運搬車にて 101 号室から 109 号室に移動し、運搬用容器から金属容器を収納したビニルバッグを取り出した後、汚染検査を行う。汚染のないことを確認し、911-D グローブボックスに金属容器を収納したビニルバ
ッグをバッグインする。
貯蔵設備へ収納するため、グローブボックス内にて金属容器を貯蔵容器に収納する。
汚染検査後、貯蔵容器をバッグアウトし、管理区域内運搬車を用いて貯蔵設備へ移動して、貯蔵棚に一時貯蔵する。グローブボックス内の作業において貯蔵容器に汚染を検出した場合は、除染資材による汚染の除去、汚染箇所のテープ等での固定、貯蔵容器の交換等を行う。

本-4・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う記載の削除・記載の適正化核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前
2．放射性廃棄物の固化・非破壊計量（省略）

2．放射性廃棄物の固化・非破壊計量

（省略）

①

（変更なし）～ ②（変更なし）

加熱炉等は、過昇温時と冷却水断水時に電源が切断されるインターロック機能を

加熱炉等は、過昇温時と冷却水断水時に電源が切断されるインターロック機能を有している。加熱炉の周囲には可燃物を置かず、定期的に電気系統及び作動系の点有している。加熱炉の周囲には可燃物を置かず、定期的に電気系統及び作動系の点検を行うことで火災を防止する。

検を行うことで火災を防止する。

また、各グローブボックスには温度上昇警報を設置し、グローブボックス内部のまた、各グローブボックスには温度上昇警報を設置し、グローブボックス内部の温度が異常に高くなったとき（約 60℃）に警報を発信する。火災が発生した場合の温度が異常に高くなったとき（約 60℃）に警報を発信する。火災が発生した場合の消火のため、グローブボックス内には消火剤を常備するとともに、給気系に空気－消火のため、グローブボックス内には消火剤を常備するとともに、給気系に空気とアルゴンガス切替三方弁を設け、グローブボックス内の雰囲気を空気からアルゴン

アルゴンガスの切替三方弁を設け、グローブボックス内の雰囲気を空気からアルゴガスに切り替えることができる。

ンガスに切り替えることができる。

～ ⑤

（省略）

④

～ ④

～ ⑤

・記載の適正化（変更なし）

上記の核燃料物質等の使用に伴って発生し、廃棄施設へ廃棄しようとする物のうち、固体状の物は以下のとおりの取扱いを行う。

固体状の物は以下のとおりの取扱いを行う。
（省略）

取扱設備・機器：911-D、113-D、114-D 及び 131-D グローブボックス（空気あるいは不活性ガス雰囲気）各グローブボックスの使用の方法を第 2－1 表に示す。
取扱核燃料物質：
プルトニウム（化学形：Pu０2）（物理形：粉末）

１-②

変更理由

③ 火災事故上記の核燃料物質等の使用に伴って発生し、廃棄施設へ廃棄しようとする物のうち、①で示す。

上記の使用の方法に係る安全対策を以下に示す。

③ 火災事故④で、削除部分を【安全対策】

上記の使用の方法に係る安全対策を以下に示す。
～ ②

又は

補正後

【安全対策】
①

変更部分を

①
（削る）

取扱数量：設備毎の取扱数量を第 2－2 表に示す。
取扱方法：
酸 化 物 原 料 粉 Pu+235U：の貯蔵容器内の金属容器を詰め
替 え る 作 業 の 概 要 に つ い て 、補 足 資 料 1 に 示 す 。
の貯蔵容器ので あ る 。こ れ ら の 貯 蔵 容 器 内 で は 、酸 化 物 原 料 粉を 封 入 し た 金 属 容 器 を 複 数 収 納 し て お り 、 貯 蔵 容 器 内 の 重 量 を 220 ｇ 以 下と す る た め 、貯蔵容器から一部の金属容器を取り出し、別の貯蔵容器に詰め替える作業（以下「金属容器詰替え作業」という。）を 以 下 の と お り 行 う 。
核 燃 料 物 質 が 収 納 さ れ た 貯 蔵 容 器 を 貯 蔵 庫 か ら 取 り 出 し 、 109 号 室 へ 移
送 し 、911-D グ ロ ー ブ ボ ッ ク ス に バ ッ グ イ ン し て 、グ ロ ー ブ ボ ッ ク ス 内 で 一部の金属容器を取り出す。その後、取り出した金属容器を空の貯蔵容器に

本-5

～ ④

（変更なし）
・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を
補正後

又は

で、削除部分をで示す。
変更理由
・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除（以下同じ）

詰め替え、バッグアウトし、貯蔵庫へ移送して貯蔵する。以上の金属容器
詰 替 え 作 業 に よ り 、各 貯 蔵 容 器 か ら 取 り 出 し た 金 属 容 器 を 貯 蔵 容 器に 収 納 す る 。金 属 容 器 詰 替 え 作 業 は 、詰 替
え前の貯蔵容器及び詰替え先の貯蔵容器の計量管理上の記録の作成終了をもって完了とする。また、金属容器詰替え作業に係る臨界安全及び線量確認結果を補足資料 2 に示す。
【安全対策】
上記の使用の方法に係る安全対策を以下に示す。
① 閉じ込め
本施設には、放射性物質の周辺環境への放出、施設内の通常作業区域への漏えいがないよう、非密封の放射性物質は原則として実験室に対して常時 290±200Pa の負圧に維持されたグローブボックスで取り扱う。グローブボックスの給排気系にはそれぞれ高性能フィルタが設置されており、万一負圧破壊が発生したとしてもグローブボックス内の汚染雰囲気が室内に漏えいすることを防ぐ。また、グローブボック
スへの物品搬出入はビニルバッグ方式により気密性を損なうことなく行う。
グローブボックス、実験室の負圧を維持するとともに、排気を高性能フィルタでろ過した後、排気筒から環境に放出することで放射性物質の外部環境への放出を抑制している。グローブボックスの負圧は負圧警報装置により監視しており、フィル
タは差圧計により目詰まりの状態を監視している。排風機が故障した場合は予備排風機が自動的に作動し、商用電源停電時は非常用電源に自動的に切り換わることによってグローブボックスの負圧を維持する。
② 遮蔽・被ばく
グローブボックスは鉛入りアクリル（0.05 ㎝鉛当量）を用いて遮蔽されており、また金属容器詰替え作業中は金属製の容器（ステンレス鋼 0.5 ㎝厚さ）に封入した状態で行うため、人が常時立ち入る場所における実効線量は、想定される最も厳しい条件を仮定して評価を行った場合でも、法令に定められた実効線量限度以下となる。
施設内の貯蔵容器移送作業、貯蔵容器のバッグイン作業、バッグアウト作業、金属容器の取出し及び収納作業において、作業者は全面マスクを着用して、内部被ばくの防止の措置を講ずる。
③ 火災事故グローブボックスには温度上昇警報を設置し、グローブボックス内部の温度が異常に高くなったとき（60℃以上）に警報を発信する。火災が発生した場合の消火のため、グローブボックス内には消火剤を常備するとともに、給気系に空気－アルゴン
ガス切替三方弁を設け、グローブボックス内の雰囲気を空気からアルゴンガスに切り替えることができる。
④ 臨界事故本-6

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由
・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除本施設における臨界管理は質量制限をもって行う。核燃料物質の使用設備及び貯蔵設備における単一ユニットの核的制限値は、最小臨界値に安全係数を乗じた質量
制限値以下の安全な値であり、核燃料物質を施設内で移送する際は、核的隔離条件を考慮した管理区域内運搬車を使用する。
ただし、上記は平和の目的に限る。

ただし、上記は平和の目的に限る。

３．核燃料物質の種類
核燃料物質の種類
劣化ウラン

天然ウラン
濃縮ウラン（濃縮度20％未満）
プルトニウムトリウム

３．核燃料物質の種類
化合物の名称
金属ウラン（合金を含
む）
酸化ウラン
窒化ウラン
炭化ウラン
水素化ウラン塩化ウラン
フッ化ウラン
硝酸ウラニル

主な化学形
U

性状（物理的形態）
粉末、固体、溶液、固体密封

核燃料物質の種類
劣化ウラン（密封以外はいずれも使用に
UO2，U3O8
UN
UC
UH3
UCl3
UF6
UO2(NO3)2

伴い化学形、性状が変化する

同上

同上

同上

同上

同上

金属トリウム（合金を含む）
酸化トリウム
窒化トリウム炭化トリウム
水素化トリウム
塩化トリウムフッ化トリウム
硝酸トリウム

Th

PuO2
PuN
PuC
PuH3
PuCl3
PuF4
Pu(NO3)4

ThO2
ThN
ThC
ThH4
ThCl4
ThF4
Th(NO3)4

金属ウラン（合金を含 U
む）
酸化ウラン
UO2，U3O8

性状（物理的形態）
粉末、固体、固体密封（密封以外はいずれも使用に伴い化学形、性状が変化する可能性がある。）

天然ウラン
濃縮ウラン（濃縮度

Pu

主な化学形

可能性がある。）

同上

金属プルトニウム（合金を含む）
酸化プルトニウム
窒化プルトニウム
炭化プルトニウム
水素化プルトニウム
塩化プルトニウム
フッ化プルトニウム
硝酸プルトニウム

化合物の名称

20％未満）
プルトニウム

同上

同上

同上

同上

同上

同上

金属プルトニウム（合 Pu
金を含む）
酸化プルトニウム
PuO2
同上

同上

トリウム

同上

本-7

金属トリウム（合金を含む）
酸化トリウム
窒化トリウム炭化トリウム

Th
ThO2
ThN
ThC

同上

・設備等の使用終了及び保有核燃
料物質との整合のための表記の見直し（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

個 数

グローブボックス

13 台

廃液一時保管設備

（省略）
（省略）
（省略）
（省略）
（省略）
仕

様

グローブボックスの設置場所及び使用目的を第 2－1 表に示す。
グローブボックスには空気雰囲気用と不活性ガス雰囲気用の 2 種類があるが、基本的な仕様は同一であり、不活性ガス雰囲気用グロ
ーブボックスには不活性ガス精製循環装置が付設されるなどの 2、3 の特殊仕様が付加される。グローブボックスの共通仕様は以下のとおりである。
核燃料物質の取扱量：
（省略）
臨界管理：
グローブボックス又はグローブボックス群（グローブボック
スが連結されている状態）を単一ユニットとして、911-D を除く
グローブボックスについては、Pu-溶液燃料の最小臨界値に安全係数を乗じた核的制限値 220ｇ以下になるよう Pu＋235U 量で質量管理を行う。911-D グローブボックスについては、Pu-固体（乾燥）燃料の最小臨界値に安全係数を乗じた核的制限値 2,600g より十分小さい 300g 以下になるよう Pu＋235U 量で質量管理を行う。
各グローブボックスの取扱量と併せ核的制限値を第 2－2 表に示
す。
耐震設計：
（省略）
概略仕様：
１） ～ ６）（省略）
グローブボックスの配置図を第 8 図に、概念図を第 9 図及び第 10 図に示す。

（省略）

使用設備の名称個

グローブボックス

4台

圧縮空気供給系

圧縮空気供給系
精製循環し、同時にグローブボックスの負圧制御を行う。

放射線管理設備数

仕様

グローブボックスの設置場所及び使用目的を第 2－1 表に示す。
グローブボックスの仕様は以下のとおりである。

（変更なし）

不活性ガス(アルゴ 3 式ン)精製循環装置

本装置の概念図を第 12 図に示す。
（省略）（変更なし）（変更なし）

耐震設計：（変更なし）
概略仕様：
１） ～ ６）（変更なし）
グローブボックスの配置図を第 8 図に、概念図を第 9 図に示す。

廃液一時保管設備

不活性ガス雰囲気グローブボックスの雰囲気用アルゴンガスを（変更なし）（変更なし）（変更なし）

核燃料物質の取扱量：（変更なし）
臨界管理：
グローブボックス又はグローブボックス群（グローブボックスが連結されている状態）を単一ユニットとして、Pu-溶液燃料の最小臨界値に安全係数を乗じた核的制限値 220ｇ以下になるよう Pu＋235U 量で質量管理を行う。各グローブボックスの取扱量と併せ核的制限値を第 2－2 表に示す。

廃棄物計量設備

アルゴン－水素混合ガス供給系

で示す。
変更理由

４．使用の場所
５．予定使用期間及び年間予定使用量
６．使用済燃料の処分の方法
７．使用施設の位置、構造及び設備
7-1 使用施設の位置
7-2 使用施設の構造
7-3 使用施設の設備

廃棄物計量設備
不活性ガス(アルゴ 4 式ン)精製循環装置

で、削除部分を補正後４．使用の場所
５．予定使用期間及び年間予定使用量
６．使用済燃料の処分の方法
７．使用施設の位置、構造及び設備
7-1 使用施設の位置
7-2 使用施設の構造
7-3 使用施設の設備
使用設備の名称

又は不活性ガス雰囲気グローブボックスの雰囲気用アルゴンガスを精製循環し、同時にグローブボックスの負圧制御を行う。
本装置の概念図を第 12 図に示す。

アルゴン－水素混合ガス供給系
放射線管理設備本-8（変更なし）

・設備等の使用終了に伴う記載の見直し（以下同じ）

・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除（以下同じ）

・設備等の使用終了に伴う記載の見直し（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
警報設備

1式

警報は主要設備警報、放射線・グローブボックス警報及び火災警報の３種類に大別される。これらの警報は保安管理室（11 号室）に設置された集中監視盤で受信され、直ちに全棟内に周知されるとともに警備所の北地区警報盤に通報される。
集中監視する警報の種類を第 14 図に示す。
１）主要設備警報
電源設備
警報作動条件：商用電源停電及び非常用電源故障時に警報を発信
する。
監視対象
：電源設備
表示場所
：集中監視盤
冷却水設備
警報作動条件：冷凍機及び冷却水ポンプの故障または異常時に警報を発信する。
監視対象：冷却水設備表示場所：集中監視盤
排風機設備
警報作動条件：給排気設備の故障または異常時に警報を発信する。
監視対象：給排気設備表示場所：集中監視盤
圧縮空気圧力低下
警報作動条件：圧縮空気圧力が低下したときに警報を発信する。
監視対象：圧縮空気設備
表示場所：集中監視盤
非常扉開放
警報作動条件：管理区域内の非常扉が開放されたときに警報を発
信する。
監視対象
：非常扉
表示場所
：集中監視盤
２）放射線・グローブボックス警報
エリアモニタ
警報作動条件：管理区域内外部放射線の線量当量率の異常を検知したときに警報を発信する。
監視対象：管理区域内の外部放射線表示場所：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
排気モニタ
警報作動条件：排気系のモニタリングで放射能の異常を検知した
とき警報が発信する。
監視対象
：排気系
表示場所
：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
室内空気モニタ
警報作動条件：実験室内のモニタリングで放射能の異常を検知し又はで、削除部分を

で示す。

補正後
警報設備

本-9

1式

警報は主要設備警報、放射線・グローブボックス警報及び火災警報の３種類に大別される。これらの警報は保安管理室（11 号室）に設置された集中監視盤で受信され、直ちに全棟内に周知されるとともに警備所の北地区警報盤に通報される。
集中監視する警報の種類を第 14 図に示す。
１）主要設備警報
電源設備
警報作動条件：商用電源停電及び非常用電源故障時に警報を発信
する。
監視対象
：電源設備
表示場所
：集中監視盤
冷却水設備
警報作動条件：冷凍機及び冷却水ポンプの故障又は異常時に警報を発信する。
監視対象：冷却水設備表示場所：集中監視盤
排風機設備
警報作動条件：給排気設備の故障又は異常時に警報を発信する。
監視対象：給排気設備表示場所：集中監視盤
圧縮空気圧力低下
警報作動条件：圧縮空気圧力が低下したときに警報を発信する。
監視対象：圧縮空気設備
表示場所：集中監視盤
非常扉開放
警報作動条件：管理区域内の非常扉が開放されたときに警報を発
信する。
監視対象
：非常扉
表示場所
：集中監視盤
２）放射線・グローブボックス警報
エリアモニタ
警報作動条件：管理区域内外部放射線の線量当量率の異常を検知したときに警報を発信する。
監視対象：管理区域内の外部放射線表示場所：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
排気モニタ
警報作動条件：排気系のモニタリングで放射能の異常を検知した
とき警報が発信する。
監視対象
：排気系
表示場所
：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
室内空気モニタ
警報作動条件：実験室内のモニタリングで放射能の異常を検知し

変更理由・記載の適正化(以下同じ)

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

（省略）

で、削除部分をで示す。

補正後たとき警報が発信する。
監視対象：管理区域内の実験室
表示場所：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
グローブボックス負圧警報
警報作動条件：グローブボックスの負圧が設定範囲外になったとき警報が発信する。
監視対象：グローブボックス
表示場所：現場盤、集中監視盤
グローブボックス温度上昇
警報作動条件：グローブボックス内の温度が設定値を超えたときに警報を発信する。
監視対象：グローブボックス
表示場所：現場盤、集中監視盤
燃焼限界指示警報
警報作動条件：グローブボックス内または実験室内の可燃性ガスの濃度が設定値を超えたとき警報を発信する。
監視対象：グローブボックス及び実験室
表示場所：現場盤、集中監視盤
冷却水断水警報
警報作動条件：グローブボックス内装機器用冷却水が断水したときに警報を発信する。
監視対象：グローブボックス内装機器
表示場所：集中監視盤
不活性ガス精製循環系警報
警報作動条件：不活性ガス精製循環装置に異常が発生したときに警報が発信する。
監視対象：不活性ガス精製循環装置
表示場所：現場盤、集中監視盤
手動警報
警報作動条件：手押しボタンを押すことにより警報が発信する。
監視対象：管理区域内表示場所：集中監視盤
廃液貯槽水位警報
警報作動条件：廃液貯槽の水位が設定値を超えたとき警報が発信
する。
監視対象
：廃液貯槽
表示場所
：集中監視盤３）火災警報警報作動条件：火災検知器が火災を検知したとき警報が発信する。
監視対象
：建家全域
表示場所
：集中監視盤通報連絡設備

又はたとき警報が発信する。
監視対象：管理区域内の実験室
表示場所：放射線モニタ監視盤及び集中監視盤
グローブボックス負圧警報
警報作動条件：グローブボックスの負圧が設定範囲外になったとき警報が発信する。
監視対象：グローブボックス
表示場所：現場盤、集中監視盤
グローブボックス温度上昇
警報作動条件：グローブボックス内の温度が設定値を超えたときに警報を発信する。
監視対象：グローブボックス
表示場所：現場盤、集中監視盤
燃焼限界指示警報
警報作動条件：グローブボックス内又は実験室内の可燃性ガスの濃度が設定値を超えたとき警報を発信する。
監視対象：グローブボックス及び実験室
表示場所：現場盤、集中監視盤
冷却水断水警報
警報作動条件：グローブボックス内装機器用冷却水が断水したときに警報を発信する。
監視対象：グローブボックス内装機器
表示場所：集中監視盤
不活性ガス精製循環系警報
警報作動条件：不活性ガス精製循環装置に異常が発生したときに警報が発信する。
監視対象：不活性ガス精製循環装置
表示場所：現場盤、集中監視盤
手動警報
警報作動条件：手押しボタンを押すことにより警報が発信する。
監視対象：管理区域内表示場所：集中監視盤
廃液貯槽水位警報
警報作動条件：廃液貯槽の水位が設定値を超えたとき警報が発信
する。
監視対象
：廃液貯槽
表示場所
：集中監視盤３）火災警報警報作動条件：火災検知器が火災を検知したとき警報が発信する。
監視対象
：建家全域
表示場所
：集中監視盤通報連絡設備

本-10（変更なし）

変更理由

・記載の適正化核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
消火設備

（省略）

消火設備
非
常
用
設
備

7-4 使用施設の設備（核燃料物質を取り扱わない設備）
グローブボックス
１０１－Ｄ
１０２－Ｄ
１０３－Ｄ
１０４－Ｄ
１０５－Ｄ
１０６－Ｄ
１０７－Ｄ
１０８－Ｄ

個

数

設置場所

101 号室
(調製室)

１２３－Ｄ
１２４－Ｄ
１４２－Ｄ
グローブボックス
２０１－Ｄ
２０２－Ｄ
２１２－Ｄ
グローブボックス
７１１－Ｄ
グローブボックス
８０１－Ｗ
８０２－Ｗ
８１１－Ｄ
８１２－Ｄ
８２１－Ｄ

102 号室(物性室)

1台

107 号室(SEM 室)5台

108 号室(分析室)

変更理由（変更なし）

非常用電源
非常用防護具等

仕様

使用設備の名称
グローブボックス
101-D
102-D
103-D
104-D
105-D
106-D
107-D
108-D
113-D
114-D
115-D
123-D
124-D

（削る）
3台

で示す。

7-4 使用施設の設備（核燃料物質を取り扱わない維持管理設備）

本グローブボックスの仕様は「7-3 使用施設の設備」のうち、グローブボックスの仕様と同様である。
ただし、核燃料物質の使用禁止表示を行い、核燃料物質の取扱いを行わない。

11 台

で、削除部分を補正後

非 非常用電源
常用 非常用防護具
設 等
備

使用設備の名称

又は

本-11

個

数

13 台

設置場所

101 号室(調製室)

仕様

本グローブボックスの仕様は「7-3 使用施設の設備」のうち、グローブボックスの仕様と同様である。
ただし、核燃料物質の使用禁止表示を行い、核燃料物質の取扱いを行わない。
グローブボックスには空気雰囲気用と不活性ガス雰
囲気用の 2 種類があるが、基本的な仕様は同一であり、不活性ガス雰囲気用グローブボックスには不活性ガス
精製循環装置が付設されるなどの特殊仕様が付加される。
核燃料物質を取り扱わない維持管理設備のグローブ
ボックスの配置図を第 8 図に、概念図を第 9 図及び第10 図に示す。

・記載の適正化(以下同じ)

・設備等の使用終了に伴う表記の見直し及び記載の適正化（以下同じ）

・設備等の使用終了に伴う記載の削除(以下同じ)

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
グローブボックス
９０１－Ｄ
９０２－Ｄ
９１２－Ｄ
フード
Ｈ－１
フード
Ｈ－２
Ｈ－３

3台

109 号室(照射準備室)1台

108 号室(分析室)

2台

111 号室
(廃棄物
計量室)

1台

で示す。

補正後

33 号室
(放射線管理測定室)

フードの配置図を第 8 図に、また、代表的概念図を
第 11 図に示す。
共通概略仕様：本 体：鋼板製、耐酸性樹脂塗装仕上げ
内 装：アスベストボード又は塩化ビニル、耐熱、耐薬品性（鉛又はステンレス鋼内張）
窓 ：ガラス板
性 能：開口部（半開）の風速を 0.5ｍ／s 以上に保つ

変更理由
・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

（省略）
（省略）

8-3 貯蔵施設の設備
最大
収納量

（削る）

フード
1台

111 号室
(廃棄物
計量室)

1台

33 号室
(放射線管理
測定室)

H-3
フード
H-4

核燃料物質の使用禁止表示を行い、核燃料物質の取扱いを行わない。

８．貯蔵施設の位置、構造及び設備
8-1 貯蔵施設の位置
8-2 貯蔵施設の構造

個数

で、削除部分を

（削る）

フード
Ｈ－４

貯蔵設備の
名称

又は

内容物の
物理的・化学的性状

仕様

フードの配置図を第 8 図に、また、代表的概念図を
第 11 図に示す。
共通概略仕様：本 体：鋼板製、耐酸性樹脂塗装仕上げ
内 装：アスベストボード又は塩化ビニル、耐熱、耐薬品性（鉛又はステンレス鋼内張）
窓 ：ガラス板
性 能：開口部（半開）の風速を 0.5ｍ／s 以上に保つ
核燃料物質の使用禁止表示を行い、核燃料物質の取扱いを行わない。

８．貯蔵施設の位置、構造及び設備
8-1 貯蔵施設の位置
8-2 貯蔵施設の構造
8-3 貯蔵施設の設備
貯蔵設備の
名称

個数

最大
収納量

・記載の適正化(以下同じ)（変更なし）（変更なし）
内容物の物理的・化学的性状

仕様・設備等の使用終了及び保有核燃
料物質との整合のための表記の見直し（以下同じ）

本-12

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

で、削除部分を

補正後

で示す。
変更理由

・設備等の使用終了及び保有核燃
料物質との整合のための表記の見直し
・記載の適正化・設備等の使用終了及び保有核燃
料物質との整合のための表記の見直し（以下同じ）

プルトニウ 1 台プルトニウ プルトニウム・濃縮ウラン 材質：軟鋼、塗装仕上げ

プルトニウ 1 台プルトニウ プルトニウム・濃縮ウラン 材質：軟鋼、塗装仕上げ

ム・濃縮ウ

ム・濃縮ウ 貯蔵容器に同じ。

ム・濃縮ウ

ム・濃縮ウ 貯蔵容器に同じ。

ラン管理区

ラン貯蔵容

ラン管理区

ラン貯蔵容

域内運搬車

器1個

域内運搬車

器1個

外形寸法：直径約 90 ㎝×高さ約
100 ㎝
構造：搭載核燃料物質と他の核燃料物質との相互干渉を防

外形寸法：直径約 90 ㎝×高さ約
100 ㎝
構造：搭載核燃料物質と他の核燃料物質との相互干渉を防

本-13

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由

ぐ間隔を有する構造とすぐ間隔を有する構造とする。

る。

概略図を第 21 図に示す。
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
9-1 気体廃棄施設
9-2 液体廃棄施設
9-3 固体廃棄施設(1) 固体廃棄施設の位置

概略図を第 21 図に示す。

（省略）
（省略）

固体廃棄施設
α固体廃棄物を保管する廃棄物保管室 1（112 号室）、廃棄物保管室 2（113 号室の位置）及びβ・γ固体廃棄物を保管するトラックエアロック室（106 号室）は本体施設１階に位置する（第 24 図参照）。廃棄物保管室 1（112 号室）の追加について、補足資料 3 に示す。
本施設で発生する固体状の廃棄しようとする物は、防火措置及び汚染拡大防止の措置を行うとともに、容器等の表面における汚染検査並びに線量当量率を測定した
上で、固体廃棄物として廃棄物管理施設に直接引き渡すか、固体廃棄施設に保管した後に廃棄物管理施設に引き渡す。
固体廃棄施設には人がみだりに立ち入ることがないよう施錠管理を行う。また、
固体廃棄施設内及び廃棄物の防火措置及び汚染拡大防止の措置が適切に維持されていることを定期的に確認する。固体廃棄施設内の線量当量率測定及び汚染検査を定期的に行う。
(2) 固体廃棄施設の構造

変更部分を

（省略）

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
9-1 気体廃棄施設
9-2 液体廃棄施設
9-3 固体廃棄施設(1) 固体廃棄施設の位置（変更なし）（変更なし）

固体廃棄施設
α固体廃棄物を保管する廃棄物保管室 1（112 号室）、廃棄物保管室 2（113 号室の位置）及びβ・γ固体廃棄物を保管するトラックエアロック室（106 号室）は本体施設１階に位置する（第 24 図参照）。廃棄物保管室 1（112 号室）の追加について、補足資料 1 に示す。
本施設で発生する固体状の廃棄しようとする物は、防火措置及び汚染拡大防止の措置を行うとともに、容器等の表面における汚染検査並びに線量当量率を測定した
上で、固体廃棄物として廃棄物管理施設に直接引き渡すか、固体廃棄施設に保管した後に廃棄物管理施設に引き渡す。
固体廃棄施設には人がみだりに立ち入ることがないよう施錠管理を行う。また、
固体廃棄施設内及び廃棄物の防火措置及び汚染拡大防止の措置が適切に維持されていることを定期的に確認する。固体廃棄施設内の線量当量率測定及び汚染検査を定期的に行う。
(2) 固体廃棄施設の構造

本-14（変更なし）

・記載の適正化核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
(3) 固体廃棄施設の設備

種類及び個数

内容物の物理的性状

補正後

金属製容器Ａ：最大２６３個(廃棄物保管室1)
最大２０個(廃棄物保管室2)
最大４０個(トラックエアロック室)

金属製容器Ａ：最大２６３個(廃棄物保管室1)
最大２０個(廃棄物保管室2)
最大４０個(トラックエアロック室)

金属製容器Ｂ：最大３個(廃棄物保管室2)

金属製容器Ｂ：最大３個(廃棄物保管室2)

金属製容器Ｃ：
最大３個(廃棄物保管室2)
最大３個(トラックエアロック室)

金属製容器Ｃ：最大１４１個(廃棄物保管室1)
最大３個(廃棄物保管室2)
最大３個(トラックエアロック室)

種類及び個数

金属製容器Ｄ：最大６２個(廃棄物保管室1)

金属製容器Ｄ：最大６２個(廃棄物保管室1)
最大５個(トラックエアロック室)

金属製コンテナ：最大１台(廃棄物保管室2)
最大１台(トラックエアロック室)

金属製コンテナ：最大１台(廃棄物保管室2)

金属製保管庫Ａ：５台(廃棄物保管室2)

金属製保管庫Ａ：５台(廃棄物保管室2)

金属製保管庫Ｂ：２台(トラックエアロック室)

金属製保管庫Ｂ：２台(トラックエアロック室)

固体

金属製容器Ｂ：鋼製容器
寸法：直径約φ500mm×高さ約700mm,厚さ：約1.6mm

構造及び材料で、削除部分をで示す。
変更理由(3) 固体廃棄施設の設備

金属製容器Ａ：鋼製容器
寸法：直径約φ300mm×高さ約400mm,厚さ：約0.4mm

保
管
容
器

又は

内容物の物理的性状

固体
金属製容器Ａ：鋼製容器
寸法：直径約φ300mm×高さ約400mm,厚さ：約0.4mm保管
容器

金属製容器Ｂ：鋼製容器
寸法：直径約φ500mm×高さ約700mm,厚さ：約1.6mm

金属製容器Ｃ：鋼製容器
寸法：直径約φ400mm×高さ約600mm,厚さ：約1.2mm

金属製容器Ｃ：鋼製容器
寸法：直径約φ400mm×高さ約600mm,厚さ：約1.2mm

金属製容器Ｄ：鋼製容器
寸法：直径約φ600mm×高さ約900mm,厚さ：約1.6mm

金属製容器Ｄ：鋼製容器
寸法：直径約φ600mm×高さ約900mm,厚さ：約1.6mm

構造及び材料

金属製コンテナ：鋼製コンテナ
容積：約0.5m3
板厚：約1.5mm

金属製コンテナ：鋼製コンテナ
容積：約0.5m3
板厚：約1.5mm

金属製保管庫Ａ：鋼板製保管庫
寸法：幅約1.0m×奥行約0.6m×高さ約1.9m
板厚：約1.5mm

金属製保管庫Ａ：鋼板製保管庫
寸法：幅約1.0m×奥行約0.6m×高さ約1.9m
板厚：約1.5mm

金属製保管庫Ｂ：鋼板製保管庫
寸法：幅約1.8m×奥行約1.0m×高さ約2.1m
板厚：約1.5mm

金属製保管庫Ｂ：鋼板製保管庫
寸法：幅約1.8m×奥行約1.0m×高さ約2.1m
板厚：約1.5mm

受皿、吸収材等

該当なし

受皿、吸収材等

該当なし

標識を付ける箇所

保管容器表面標識を付ける箇所

保管容器表面本-15

・保管廃棄施設の保管容器の見直し（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

101 号室
(調製室)

使用目的

で示す。

使用の概要

１１３－Ｄ
（空気雰囲気）物品搬出入

アルゴンガス雰囲気（114-D 及び 115-D）
グローブボックスへ核燃料物質、物品等を搬出入するときのアルゴンガス雰囲気保持のための中継作業を行う。

１１４－Ｄ（ｱﾙｺﾞﾝ雰囲気）

熱処理

核燃料物質の安定化のための熱処理を行
う。

１１５－Ｄ
（ｱﾙｺﾞﾝ雰囲気）

熱処理の準備114-D グローブボックスにおける熱処理の準備を行う。

１３１－Ｄ（空気雰囲気）酸化還元熱処理

核燃料物質の安定化のため空気、Ar-8%H2
ガス等の雰囲気での熱処理等を行う。

変更理由

１０．使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する事項（変更なし）

第 2－1 表 使用の方法（グローブボックス）
グローブボックス

で、削除部分を補正後１０．使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する
事項
（省略）

使用場所

又は

第 2－1 表 使用の方法（グローブボックス）
使用場所

グローブボックス

使用目的

使用の概要
・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）（削る）

101 号室
(調製室)

131-D（空気雰囲気）酸化還元熱処理

核燃料物質の健全性確保のため空気雰囲
気での熱処理を行う。

・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う記載の削除

132-D（空気雰囲気）酸化還元熱処理131-D グローブボックスにおける酸化還の準備
元熱処理の準備を行う。

・記載の適正化（以下同じ)

143-W（空気雰囲気）溶液処理

第 2－1 表 使用の方法（グローブボックス）（続１）
使用場所

101 号室(調製室)

102 号室(物性室)

グローブボックス

使用目的

使用の概要

１３２－Ｄ
（空気雰囲気）酸化還元熱処理131-D グローブボックスにおける酸化還の準備
元熱処理の準備を行う。

１４３－Ｗ（空気雰囲気）

溶液処理

２１１－Ｗ
（空気雰囲気）金属不純物定量

分析済廃液の固化処理等を行う。

溶液試料を高周波プラズマ励起で発光させ、その光スペクトルを分光分析して不純物元素の同定及び定量を行う。

101 号室
(調製室)

（削る）

本-16

分析済廃液の固化処理等を行う。

・設備等の使用終了に伴う記載の削除

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

グローブボックス
３０１－Ｄ

又はで、削除部分をで示す。

補正後

第 2－1 表 使用の方法（グローブボックス）（続２）
使用場所

変更部分を

使用目的

変更理由

（削る）

・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

使用の概要

試料搬出入

Ｘ線回折試料、物品等の搬出入を行う。

Ｘ線回折

各種試料のＸ線回折を行う。

高温Ｘ線回折各種試料の高温Ｘ線回折を行う。

（空気雰囲気）103 号室

３０２－Ｄ

(Ｘ線室)

（空気雰囲気）３０３－Ｄ（空気雰囲気）７０１－Ｄ

107 号室

試料表面処理１）電子線分析装置で観察、分析する試料（空気雰囲気）の前処理として試料の表面処理を行う。
窒素定量(SEM 室)
７０２－Ｄ２）試料中の窒素の定量を行う。

電子線分析（空気雰囲気）試料の走査像の観察及び極微小領域の元素分析を行う。

第 2－1 表 使用の方法（グローブボックス）（続３）
使用場所

グローブボックス
９１１－Ｄ（空気雰囲気）109 号室

使用目的
貯蔵容器の点検

使用の概要

貯蔵容器内金属容器

点検及び金属容器の取出し・収納の取出し・収納を行う。

（空気雰囲気）貯蔵容器の点検

貯蔵容器及び金属容器の搬出入、点・記載の適正化

貯蔵容器内金属容器 検及び金属容器の取出し・収納を行う。
の取出し・収納貯蔵容器等の搬出入

109 号室

(照射準備
室)

911-D

１） 貯蔵容器及び金属容器の搬出入、貯蔵容器等の搬出入(照射準備
金属容器詰替え作業

２） Pu+235U：の貯蔵室)
・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除（以下同じ）

容器 ＊ 内の金属容器詰替え作業を
行う。

＊

本-17

核燃料物質使用変更許可申請書

使用場所
105 号室大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

111 号室で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由

第 2－1 表 使用の方法（実験室等）（続４）

第 2－1 表 使用の方法（実験室等）

・記載の適正化

使用目的
廃液一時保管使用の概要
固化処理を行うまでの間、プルトニウムを含む廃液を３リットル以下の容器に入れ廃液保管棚に一時保管する。

使用場所
105 号室搬出入
β・γ固体廃棄物の ２）β・γ固体廃棄物を廃棄物管理施設へ移送するまで
保管の間、保管する。

廃棄物中の核燃料物

固体廃棄物中に含まれる核燃料物質は非破壊計量装質の定量置を使用して評価する。

(廃棄物計量室)

使用目的
廃液一時保管使用の概要
固化処理を行うまでの間、プルトニウムを含む廃液はる。
大型機器及び試料の １）大型機器及び試料の搬出入を行う。

106 号室(ﾄﾗｯｸｴｱﾛｯｸ室)

111 号室搬出入
β・γ固体廃棄物の ２）β・γ固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまで
保管の間、保管する。

廃棄物中の核燃料物

固体廃棄物中に含まれる核燃料物質は非破壊計量装質の定量

108 号室汚染物品を分別し、金属容器に収納完了した

α固体廃棄物の保管ものを含むα固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまでの間、保管する。

112 号室(廃棄物保管室 1)置を使用して評価する。

108 号室汚染物品を分別し、金属容器に収納完了したものを含むα固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまでの間、保管する。

112 号室試験装置、グローブボックス（102、103、107、108 及(廃棄物保管室 1)

び 109 号室）及びフード（108 及び 111 号室）の解体・撤去で発生したα固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまでの間、保管する。

(廃棄物保管室 2)・記載の適正化(廃棄物計量室)

α固体廃棄物の保管

113 号室・記載の適正化

３リットル以下の容器に入れ廃液保管棚に一時保管す(廃液保管室)

大型機器及び試料の １）大型機器及び試料の搬出入を行う。

(ﾄﾗｯｸｴｱﾛｯｸ室)

又は

変更前

(廃液保管室)106 号室変更部分を

α固体廃棄物の保管

α固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまでの間、保管する。

113 号室(廃棄物保管室 2)本-18

α固体廃棄物の保管

α固体廃棄物は廃棄物管理施設へ移送するまでの間、保管する。

・設備等の解体・撤去で発生した
α固体廃棄物の保管に係る記載の追加（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

系
区分

Ｐｕ+
235
Ｕ
(g)

113 -D

乾燥系

220

880

114 -D

乾燥系

220

880

115 -D

乾燥系

220

880

131 -D

乾燥系

220

880

132 -D

乾燥系

220

880

220

220

で、削除部分をで示す。

補正後

第 2－2 表 最大取扱量（グローブボックス）
ﾕﾆｯﾄに
Ｐｕ+
Ｕ+Ｔｈ
おける
グローブ
系
235
Ｕ
(g)
Ｐｕ+235Ｕ ボックス
区分
(g)
(g)

グローブ
ボックス

又は

ﾕﾆｯﾄに
Ｕ+Ｔｈ おける(g)
Ｐｕ+235Ｕ(g)

211 -W

湿式系

50

200

301 -D

乾燥系

220

880

302 -D

乾燥系

20

80

303 -D

乾燥系

20

80

701 -D

乾燥系

220

880

50

グローブ
ボックス

系
区分

Ｐｕ+
235
Ｕ
(g)

（削る）

変更理由

第 2－2 表 最大取扱量（グローブボックス）
ﾕﾆｯﾄに
Ｐｕ+
Ｕ+Ｔｈ
おける
グローブ
系
235
Ｕ
(g)
Ｐｕ+235Ｕ ボックス
区分
(g)
(g)
（削る）

ﾕﾆｯﾄに
Ｕ+Ｔｈ おける(g)
Ｐｕ+235Ｕ(g)
・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

220
131 -D

乾燥系

220

880

132 -D

乾燥系

220

880

143 -W

湿式系

0.001

0.001

220

220
143 -W

湿式系

100

400

100

702 -D

乾燥系

20

80

911 -D

乾燥系

300

440

300

（注）・表中のＵは天然ウラン及び劣化ウランとする。
・表中のユニットは臨界安全管理上の単一ユニットであり、そのＰｕ＋235Ｕ量は核的制限値とする。
第 2－2 表 最大取扱量（実験室等）

（省略）

0.001
911 -D

乾燥系

220

440

220

（注）・表中のＵは天然ウラン及び劣化ウランとする。
・表中のユニットは臨界安全管理上の単一ユニットであり、そのＰｕ＋235Ｕ量は核的制限値とする。
第 2－2 表 最大取扱量（実験室等）

本-19（変更なし）

・143-W について有意な量の核燃
料物質を含む廃液の固化を行わないことに伴う最大取扱量の見直し
・911-D について
金属容器詰替え作業の終了に伴う最大取扱量の見直し

核燃料物質使用変更許可申請書

使用場所

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

又は

で、削除部分を変更前

補正後

第 7－1 表 グローブボックス内主要試験装置

第 7－1 表 グローブボックス内主要試験装置

ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ
１０２－Ｄ

試験装置名

数量

備

考

使用場所

ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ

試験装置名

変更理由
数量

備

考

反応炉

１式

電気炉等の構造

電気炉等の構造

小型赤外線加熱炉

１式

材は不燃材で構成

材は不燃材で構成

１０７－Ｄ

焼結炉

１式

し、表面温度を低し、表面温度を低

１０８－Ｄ

粉末成形プレス

１式

くするため十分なくするため十分な

１１４－Ｄ

溶融塩電解炉１式

断熱構造とする。

断熱構造とする。

電解処理装置１式

また、過加熱防止

また、過加熱防止

電解試験炉

１式

のためインターロ

101 号室のためインターロ

アーク溶解炉１式

ック機能を装備す(調製室)

ック機能を装備す

試料焼鈍炉

１式

る。

熱量測定装置

１式

射出成形装置

１式

合金加熱炉

１式

１３１－Ｄ

酸化還元炉

１式

１３２－Ｄ

試料矯正加工装置

１式

１４２－Ｄ

円筒形試料成型機

１式

２０１－Ｄ

高温熱処理炉１式

102 号室

２０２－Ｄ

熱定数測定装置

１式

(物性室)

２１１－Ｗ

金属不純物測定装置

１式

２１２－Ｄ

蒸気圧測定装置

１式

103 号室３０２－Ｄ

Ｘ線回折装置

１式(X 線室)

３０３－Ｄ

高温Ｘ線回折装置

１式

107 号室７０１－Ｄ

窒素定量装置

１式(SEM 室)７０２－Ｄ

電子線分析装置

１式

７１１－Ｄ

高温音速弾性率測定装置

１式

108 号室８１１－Ｄ

酸素・窒素分析装置

１式

(分析室)

８２１－Ｄ

炭素分析装置１式

109 号室

９０２－Ｄ

燃料ピン溶接装置

１式(照射準備室)

９１２－Ｄ

小型熱処理炉１式

101 号室
(調製室)

１１５－Ｄ

１２４－Ｄ

で示す。

・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

る。

131-D

（削る）

本-20

酸化還元炉

１式

・記載の適正化・設備等の使用終了に伴う記載の削除（以下同じ）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

又は

変更前

補正後

第 8－1 表 貯蔵設備の使用方法

第 8－1 表 貯蔵設備の使用方法

で、削除部分をで示す。
変更理由

・金属容器詰替え作業の終了に伴う貯蔵制限量の見直し（以下同じ）

第 1 図 ～第 7 図（省略）

第 1 図 ～第 7 図

本-21（変更なし）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前
第 9 図 ～ 第 21 図

変更部分を

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後
（省略）

第 9 図 ～ 第 21 図

本-23

変更理由
（変更なし）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を
補正後

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。)（変更なし）

添 1-1

又はで、削除部分をで示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

又は

で、削除部分を

で示す。

変更前

補正後

1. 本施設に関わるもの
1.1 燃料研究棟における安全上重要な施設の有無について（省略）
1.1.1 外的事象による機能喪失時の安全上重要な施設の特定方針
外的事象を考慮した多重故障では、PS 施設及び MS 施設が同時に機能を喪失することを想定する必要がある。そのため、PS 施設又は MS 施設に分けた検討は実施せずに、外的事象による多重故障によって引き起こされる可能性のある異常事象ごとに、周辺監視区域周辺の公衆の実効線量を評価した。外的要因による多重故障によって引き起こされる可能性のある異常事象としては、閉じ込め機能の喪失及び遮蔽機能の喪失とした。また、外部電源喪失時の非常用電源設備の機能喪失を重ね合わせた。
上記評価の結果、公衆の実効線量が 5mSv を超えた場合には、5mSv を下回るために安全機能を維持する必要がある施設を「安全上重要な施設」に特定することとした。

1. 本施設に関わるもの
1.1 燃料研究棟における安全上重要な施設の有無について（変更なし）
1.1.1 外的事象による機能喪失時の安全上重要な施設の特定方針
外的事象を考慮した多重故障では、PS 施設及び MS 施設が同時に機能を喪失することを想定する必要がある。そのため、PS 施設又は MS 施設に分けた検討は実施せずに、外的事象による多重故障によって引き起こされる可能性のある異常事象ごとに、周辺監視区域周辺の公衆の実効線量を評価した。外的要因による多重故障によって引き起こされる可能性のある異常事象としては、閉じ込め機能の喪失及び遮蔽機能の喪失とした。また、外部電源喪失時の非常用電源設備の機能喪失を重ね合わせた。
上記評価の結果、公衆の実効線量が 5mSv を超えた場合には、5mSv を下回るために安全機能を維持する必要がある施設を「安全上重要な施設」に特定することとした。

（1） 安全上重要な施設の特定に係る想定事象
地震による安全機能の喪失を想定した異常事象とそれによる周辺監視区域周辺の公衆の実効線量の評価
結果を下表に示す。
また、被ばく評価条件を 1.1.2 項に示す。

（1） 安全上重要な施設の特定に係る想定事象
地震による安全機能の喪失を想定した異常事象とそれによる周辺監視区域周辺の公衆の実効線量の評価
結果を下表に示す。
また、被ばく評価条件を 1.1.2 項に示す。

異常事象
閉じ込め機能の喪失による放射性物質の環境への放出

異常事象の想定
事象の想定と線量
建家及びグローブボックスに対し適切な移行率（DF 値）の設定が困難であるため、これらの閉じ込め機能の喪失による移行率は、保守側に 100%
（DF=1）として評価する。
地震により施設の動的及び静的閉じ込め機能が喪失し、放射性物質が建家及びグローブボックスから DF 値 1 で環境に放出される。

異常事象
閉じ込め機能の喪失による放射性物質の環境への放出

実効線量：1.3mSv（1.1.3 項参照）

変更理由

異常事象の想定
事象の想定と線量
建家及びグローブボックスに対し適切な移行率（DF 値）の設定が困難であるため、これらの閉じ込め機能の喪失による移行率は、保守側に 100%
（DF=1）として評価する。
地震により施設の動的及び静的閉じ込め機能が喪失し、放射性物質が建家及びグローブボックスから DF 値 1 で環境に放出される。
実効線量：1.0mSv（1.1.3 項参照）

（2）「安全上重要な施設」の特定結果（省略）（2）「安全上重要な施設」の特定結果（変更なし）

1.1.2 被ばく評価条件（1） 実効線量（2） 相対濃度

（省略）
（省略）
（省略）

1.1.2 被ばく評価条件（1） 実効線量（2） 相対濃度（変更なし）（変更なし）（変更なし）（3） 放出放射能の算出条件
燃料研究棟では核燃料物質を集約施設への搬出まで一時貯蔵を行う。搬出までは、核燃料物質の管理基準に従い貯蔵容器の点検を行う。また、貯蔵容器内の核燃料物質の健全性を確認するため、必要な表面観察、元素分析等を行う。1）項に各グローブボックス等にて取り扱う核燃料物質中の放射性物質の量を決定した。
1） 核燃料物質中の放射性物質の量
核燃料物質中の放射性物質の量は第 1.1.2-4 表のとおりである。

（3） 放出放射能の算出条件
燃料研究棟では核燃料物質を集約施設への搬出まで一時貯蔵を行う。搬出までは、核燃料物質の管理基準に従い貯蔵容器の点検を行う。また、貯蔵容器内の核燃料物質の健全性を確認するため、必要な表面観察、元素分析等を行う。1）項に各グローブボックス等にて取り扱う核燃料物質中の放射性物質の量を決定した。
1） 核燃料物質中の放射性物質の量
核燃料物質中の放射性物質の量は第 1.1.2-4 表のとおりである。

添 1-2

・グローブボック
スの最大取扱量及び貯蔵設備の貯蔵制限量を
300g から 220g に変更したことに伴う評価の見直し核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

又は

で、削除部分を変更前

補正後

第 1.1.2-4 表 核燃料物質中の放射性物質の量第 1.1.2-4 表 核燃料物質中の放射性物質の量

核種

最大取扱量 300g 取扱時の放射能 (Bq)

核種

最大取扱量 220g 取扱時の放射能 (Bq)Pu-238

1.9×1012

Pu-238

1.4×1012

Pu-2395.2×1011

Pu-2393.8×1011

Pu-240

4.6×1011

Pu-240

3.4×1011

Pu-241

5.7×1013

Pu-241

4.2×1013

Pu-242

2.2×108

Pu-242

1.6×108

Am-241

1.0×1011

Am-241

7.3×1010

で示す。
変更理由・グローブボック
スの最大取扱量及び貯蔵設備の貯蔵制限量を
300g から 220g に変更したことに伴う評価の見直し(以下同じ)最大取扱量を貯蔵容器の許可量 300ｇとして、グローブボックスの最大存在量をプルトニウム 300g とした。

最大取扱量を貯蔵容器の許可量 220ｇとして、グローブボックスの最大存在量をプルトニウム 220g とした。

2） 飛散率及び移行率

2） 飛散率及び移行率（4） 文献等（省略）（省略）

1.1.3 地震による燃料研究棟の閉じ込め機能喪失時の評価（1）動的閉じ込め機能は全て喪失しているとする。
（2）地震により飛散するおそれのある粉末の核燃料物質を取り扱うグローブボックスの静的閉じ込め機能が喪失して放射性物質が部屋に漏えいし、同じく閉じ込め機能が喪失した建家外壁から環境へ漏えいする。
（3）ソースタームとなる核燃料物質は、グローブボックス及びフード内 300gPu(合計)とする。このうち
1×10-5 が飛散する。
（4）グローブボックス及びフード内の飛散した放射性物質は、部屋に全量漏えいし(移行率 100%)、部屋から建家外へ漏えいする(移行率 100%)。
このとき、公衆の実効線量評価値は 1.3mSv となり、発生事故当たり 5mSv を超えないため、安全上重要な施設に特定されない。
1.2 閉じ込めの機能（省略）
1.3 遮蔽
（省略）
1.3.1 概要
（省略）
1.3.2 実効線量評価（省略）
1.3.3 固体廃棄施設の設置
1.3.3-1 概要（省略）
1.3.3-2 固体廃棄施設の遮蔽能力
1.3.3-2.1 計算条件
(1) 線源（省略）(2)線源配置① 線源の配置は、評価点に最も近い位置にα固体廃棄物を保管した場合の配置とする。
② 評価点は人が常時立ち入る場所としてのＫ－１点（第 1.3.3-2 図及び第 1.3.3-2 表参照）、管理区
域境界としてのＬ－1 点（第 1.3.3-2 図及び第 1.3.3-2 表参照）とする。
③ β・γ固体廃棄物を保管するトラックエアロック室（106 号室）の固体廃棄物については、α 固体
廃棄物を保管する 113 号室と比較し線量当量率が著しく低いことから、評価対象から除外する。また、α固体廃棄物を保管する廃棄物保管室 1（112 号室）の固体廃棄物（108 号室汚染物品）については、表面線量について有意な値を持たない廃棄物を保管するため、113 号室と比較し線量当量率が著しく低いことから、評価対象から除外し、113 号室に保管する α 固体廃棄物に起因する γ 線及び中性子線について遮蔽能力を評価する。

（4） 文献等（変更なし）（変更なし）

1.1.3 地震による燃料研究棟の閉じ込め機能喪失時の評価（1）動的閉じ込め機能は全て喪失しているとする。
（2）地震により飛散するおそれのある粉末の核燃料物質を取り扱うグローブボックスの静的閉じ込め機能が喪失して放射性物質が部屋に漏えいし、同じく閉じ込め機能が喪失した建家外壁から環境へ漏えいする。
（3）ソースタームとなる核燃料物質は、グローブボックス内 220gPu(合計)とする。このうち 1×10-5 が飛散 ・記載の適正化及びグローブボッする。
クスの最大取扱（4）グローブボックス内の飛散した放射性物質は、部屋に全量漏えいし(移行率 100%)、部屋から建家外へ量及び貯蔵設備
漏えいする(移行率 100%)。
の貯蔵制限量をこのとき、公衆の実効線量評価値は 1.0mSv となり、発生事故当たり 5mSv を超えないため、安全上重要300g から 220g にな施設に特定されない。
変更したことに
1.2 閉じ込めの機能（変更なし）
伴う評価の見直
1.3 遮蔽
（変更なし）
し1.3.1 概要
（変更なし）（以下同じ）
1.3.2 実効線量評価（変更なし）
1.3.3 固体廃棄施設の設置
1.3.3-1 概要（変更なし）
1.3.3-2 固体廃棄施設の遮蔽能力
1.3.3-2.1 計算条件
(1) 線源
（変更なし）(2)線源配置① 線源の配置は、評価点に最も近い位置にα固体廃棄物を保管した場合の配置とする。
② 評価点は人が常時立ち入る場所としてのＫ－１点（第 1.3.3-2 図及び第 1.3.3-2 表参照）、管理区
域境界としてのＬ－1 点（第 1.3.3-2 図及び第 1.3.3-2 表参照）とする。
③ β・γ固体廃棄物を保管するトラックエアロック室（106 号室）の固体廃棄物については、α 固体
廃棄物を保管する 113 号室と比較し線量当量率が著しく低いことから、評価対象から除外する。ま
・設備等の解体・た、α固体廃棄物を保管する廃棄物保管室 1（112 号室）の固体廃棄物（108 号室汚染物品及び使用撤去で発生したを終了した設備の解体・撤去で発生したα固体廃棄物）については、表面線量について有意な値を持
α固体廃棄物のたない廃棄物を保管するため、113 号室と比較し線量当量率が著しく低いことから、評価対象から除保管に係る記載
外し、113 号室に保管する α 固体廃棄物に起因する γ 線及び中性子線について遮蔽能力を評価す

添 1-3

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

で、削除部分を

で示す。

補正後

変更理由

る。

の追加に伴う記載の適正化

第 1.3.3-2 表 固体廃棄施設に係る遮蔽計算の条件（省略）
第 1.3.3-2 表 固体廃棄施設に係る遮蔽計算の条件（変更なし）(3)遮蔽物（省略）(3)遮蔽物（変更なし）
1.4 火災等による損傷の防止（省略） 1.4 火災等による損傷の防止（変更なし）
1.5 立入りの防止（省略） 1.5 立入りの防止（変更なし）
1.6 自然現象による影響の考慮（省略） 1.6 自然現象による影響の考慮（変更なし）
1.7 核燃料物質の臨界防止（省略） 1.7 核燃料物質の臨界防止（変更なし）
1.7.1 対象設備（省略） 1.7.1 対象設備（変更なし）
1.7.2 臨界管理の方法
1.7.2 臨界管理の方法
各対象設備に対して単一ユニットを次のとおり定め、これら単一ユニットに対し、臨界安全管理上想定さ各対象設備に対して単一ユニットを次のとおり定め、これら単一ユニットに対し、臨界安全管理上想定される影響の最も厳しい条件を設定したとしても核的に安全な核分裂性物質の質量制限を行う。
れる影響の最も厳しい条件を設定したとしても核的に安全な核分裂性物質の質量制限を行う。
(1) 単一ユニット(1) 単一ユニット
1) グローブボックス：
1) グローブボックス：①１群（グローブボックスが複数連結されているものを群という。）①１群（グローブボックスが複数連結されているものを群という。）②単独のグローブボックス１台②単独のグローブボックス１台
2) 廃液保管設備：廃液保管室（１０５号室）
2) 廃液保管設備：廃液保管室（１０５号室）
3)
3)(2) 質量制限(2) 質量制限
各単一ユニットの Pu＋235U の核的制限値を以下のとおり定め、いかなる場合においてもこれを超えて取各単一ユニットの Pu＋235U の核的制限値を以下のとおり定め、いかなる場合においてもこれを超えて取り扱うことのないよう厳重に管理する。
り扱うことのないよう厳重に管理する。
1) グローブボックス： 220ｇ
1) グローブボックス： 220ｇ
2) 廃液保管設備： 220ｇ 但し、廃液保管棚には３ℓ 以下の廃液瓶 60 本収納可能であり、廃液瓶１本当た
2) 廃液保管設備： 220ｇ 但し、廃液保管棚には３ℓ 以下の廃液瓶 60 本収納可能であり、廃液瓶１本当たりの貯蔵制限量は 3ｇとする。
りの貯蔵制限量は 3ｇとする。
3)：1,500ｇ、但し、濃縮ウランのみの場合は、1,000ｇとする。また、
3)：1,100ｇ、但し、濃縮ウランのみの場合は、1,000ｇとする。また、 ・貯蔵設備の貯蔵に収納する貯蔵容器１本当たりは 300ｇとする。
に収納する貯蔵容器１本当たりは 220ｇとする。
制限量に 300g を用いているもの
1.7.3 単一ユニットの臨界安全
1.7.3 単一ユニットの臨界安全は 220g に 変 更(1) グローブボックス及び廃液保管設備(1) グローブボックス及び廃液保管設備
し、1,500g を用
グローブボックス及び廃液保管設備の核的制限値は 220ｇであり、TID-7016 Rev.2 に示された湿式系のグローブボックス及び廃液保管設備の核的制限値は 220ｇであり、TID-7016 Rev.2 に示された湿式系の いているものは制限値(220ｇ) と同等であり核的に安全である。
制限値(220ｇ) と同等であり核的に安全である。
1,100g に変更し(2)
(2)
たことに伴う評に貯蔵する核燃料物質の形態は固体に限定する。プルトニウム・濃に貯蔵する核燃料物質の形態は固体に限定する。プルトニウム・濃価の見直し(以縮ウランの核的制限値及び濃縮ウランのみの核的制限値は、それぞれ 1,500ｇ及び 1,000ｇであり、TID縮ウランの核的制限値及び濃縮ウランのみの核的制限値は、それぞれ 1,100ｇ及び 1,000ｇであり、TID下同じ)
7016 Rev.2 に示された乾燥系の制限値(2,600ｇ) 以下であることから核的に安全である。さらに貯蔵容7016 Rev.2 に示された乾燥系の制限値(2,600ｇ) 以下であることから核的に安全である。さらに貯蔵容
器への貯蔵制限量は 300ｇで、への収納個数は最大５個とし、それ以上の収納は物理的に不可能な器への貯蔵制限量は 220ｇで、への収納個数は最大５個とし、それ以上の収納は物理的に不可能な構造にしている。
構造にしている。
1.7.4 複数ユニットの臨界安全
複数の単一ユニットの相互間の臨界安全は、グローブボックス及び対象に、計算コードＫＥＮＯ－Ⅳによる臨界計算を行い安全を確認する。
(1) グローブボックスにおける複数ユニットの臨界安全
1) 核的隔離条件
単一ユニット相互の端面間距離を 130 ㎝とする。
2) 計算の条件①計算コード：ＫＥＮＯ－Ⅳ②核燃料物質：・全量 239Pu で 220ｇ、化学形は PuO2 とする。
・単一ユニットの全量が一つに集合し、密度 3.5ｇ／㎤の球体を形成するものとする。

を1.7.4 複数ユニットの臨界安全
複数の単一ユニットの相互間の臨界安全は、グローブボックス及び対象に、計算コードＫＥＮＯ－Ⅵ1）による臨界計算を行い安全を確認する。
(1) グローブボックスにおける複数ユニットの臨界安全
1) 核的隔離条件
単一ユニット相互の端面間距離を 130 ㎝とする。
2) 計算の条件①計算コード：ＫＥＮＯ－Ⅵ②核燃料物質：・全量 239Pu で 220ｇ、化学形は PuO2 とする。
・単一ユニットの全量が一つに集合し、密度 3.5ｇ／㎤の球体を形成するものとする。

添 1-4

を
・最新の計算コー
ドで評価を見直したことに伴う表記の見直し(以下同じ)

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を

又は

で、削除部分をで示す。

補正後・含有する水分の量については、上記球体の空隙に入り込む水の量が実効増倍率に最も大きい影響を与える状態を考慮した。
③周囲雰囲気：空気④計算モデル：グローブボックス内の核燃料物質はグローブボックス表面から 10 ㎝内部に集合したものとして、核燃料物質の相互間距離は 150 ㎝とした。この間隔をもって、平面上において無限に格子配列されているものと仮定して解析を行う。解析モデルを第 1.7.5-1 図に示す。
なお、グローブボックス等の遮蔽効果は無視するものとする。
3) 計算の結果
計算の結果、実効増倍率は 0.290±0.008 （３σ) であり十分に未臨界である。
(2)における複数ユニットの臨界安全
1) 核的隔離条件
単一ユニット相互の端面間距離をとする。
2) 計算の条件①計算コード：ＫＥＮＯ－Ⅳ②核燃料物質：全量 239Pu で 1,500ｇ、化学形は PuO2 とし、水分は含まないものとする。
③周囲雰囲気：浸水状態（
内のみ）④計算モデル：各単一ユニットが上下方向及び横方向にの等間隔で無限に配列されているものと仮定して解析を行う。単一ユニットであるには貯蔵容器が５本格納され、各貯蔵容器には 300ｇが貯蔵されているものとする。解析モデルを第 1.7.5-2 図に示す。
3) 計算の結果
計算の結果、実効増倍率は 0.404±0.009 （３σ) であり十分に未臨界である。
(3) 核分裂性物質の運搬
核的隔離条件を考慮した専用の運搬車によるものとする。

変更理由

・含有する水分の量については、上記球体の空隙に入り込む水の量が実効増倍率に最も大きい影響を与える状態を考慮した。
③周囲雰囲気：空気④計算モデル：グローブボックス内の核燃料物質はグローブボックス表面から 10 ㎝内部に集合したものとして、核燃料物質の相互間距離は 150 ㎝とした。この間隔をもって、平面上において無限に格子配列されているものと仮定して解析を行う。解析モデルを第 1.7.5-1 図に示す。
なお、グローブボックス等の遮蔽効果は無視するものとする。
3) 計算の結果
計算の結果、実効増倍率は 0.3309±0.0006 （３σ) であり十分に未臨界である。
・最新の計算コー(2)における複数ユニットの臨界安全
ドで評価を見直1) 核的隔離条件したことに伴う
単一ユニット相互の端面間距離をとする。
表記の見直し2) 計算の条件(以下同じ)①計算コード：ＫＥＮＯ－Ⅵ②核燃料物質：全量 239Pu で 1,100ｇ、化学形は PuO2 とし、水分は含まないものとする。
・貯蔵設備の貯蔵③周囲雰囲気：浸水状態（
内のみ）制限量に 300g を④計算モデル：各単一ユニットが上下方向及び横方向にの等間隔で無限に配列されているものと仮 用いているもの
定して解析を行う。単一ユニットであるには貯蔵容器が５本格納され、各貯蔵容器には 220ｇ は 220g に 変 更が貯蔵されているものとする。解析モデルを第 1.7.5-2 図に示す。
し、1,500g を用
3) 計算の結果
いているものは計算の結果、実効増倍率は 0.3370±0.0006 （３σ) であり十分に未臨界である。
1,100g に変更し
(3) 核分裂性物質の運搬たことに伴う評
核的隔離条件を考慮した専用の運搬車によるものとする。
価の見直し(以下同じ)(4) 文献等
・最新の計算コー
1）Kursat Bekar, Justin Clarity, Mathieu Dupont, Robert Lefebvre, William Marshall, Ellen
ドで評価を見直
Saylor, KENO-VI Primer: Performing Calculations Using SCALE’s Criticality Safety Analysis
したことに伴うSequence (CSAS6) with Fulcrum, ORNL/TM-2020/1601, Oak Ridge National Laboratory, December
記載の適正化
2020

1.7.5 臨界事故に対する考慮
1.7.5 臨界事故に対する考慮
本施設における臨界管理は質量制限をもって行う。核燃料物質の使用設備及び貯蔵設備における単一ユ
本施設における臨界管理は質量制限をもって行う。核燃料物質の使用設備及び貯蔵設備における単一ユニニットの質量制限量すなわち核的制限値は、最小臨界値に安全係数を乗じた質量制限値以下の安全な値がットの質量制限量すなわち核的制限値は、最小臨界値に安全係数を乗じた質量制限値以下の安全な値が採採用されている。また、貯蔵設備の（核的制限値：1,500g ）には貯蔵容器（核的制限値：300g）が用されている。また、貯蔵設備の（核的制限値：1,100g ）には貯蔵容器（核的制限値：220g）が最 ・貯蔵設備の貯蔵
最大５個しか入らない構造となっており、単一ユニットであるの核的制限値を超えることはない。し大５個しか入らない構造となっており、単一ユニットであるの核的制限値を超えることはない。した
制 限 量 に 300g
たがって、誤操作等によるダブルバッチを想定しても臨界安全は確保できる。単一ユニット間の核燃料物質
がって、誤操作等によるダブルバッチを想定しても臨界安全は確保できる。単一ユニット間の核燃料物質のを用いているもの移動においては、移動する量、性状等を核燃料取扱主任者を含む複数人によって確認する。
移動においては、移動する量、性状等を核燃料取扱主任者を含む複数人によって確認する。
のは 220g に変
本施設では、エリアモニタとしてγ線検知器を配置しており、設定値を超える放射線量が発生した場合
本施設では、エリアモニタとしてγ線検知器を配置しており、設定値を超える放射線量が発生した場合
更し、1,500g をには警報を発報することをもって線量当量率の異常の検知ができる。
には警報を発報することをもって線量当量率の異常の検知ができる。
用いているものは 1,100g に変第 1.7.5-1 図 グローブボックスの臨界計算モデル（省略） 第 1.7.5-1 図 グローブボックスの臨界計算モデル（変更なし）
更したことに伴第 1.7.5-2 図の臨界計算モデル（省略） 第 1.7.5-2 図の臨界計算モデル（変更なし）
う表記の見直し
1.8 使用前検査対象施設の地盤
1.9 地震による損傷の防止
1.10 津波による損傷の防止
1.11 外部からの衝撃による損傷の防止
1.12 使用前検査対象施設への人の不法な侵入等の防止
1.13 溢水による損傷の防止

（省略）
（省略）
（省略）
（省略）
（省略）
（省略）

1.8 使用前検査対象施設の地盤
1.9 地震による損傷の防止
1.10 津波による損傷の防止
1.11 外部からの衝撃による損傷の防止
1.12 使用前検査対象施設への人の不法な侵入等の防止
1.13 溢水による損傷の防止

添 1-5（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を
補正後

又は

で、削除部分をで示す。
変更理由

1.14 化学薬品の漏えいによる損傷の防止（省略）
1.15 飛散物による損傷の防止（省略）
1.16 重要度に応じた安全機能の確保（省略）
1.17 環境条件を考慮した設計（省略）
1.18 検査等を考慮した設計（省略）
1.19 使用前検査対象施設の共用（省略）
1.20 誤操作の防止（省略）
1.21 安全避難通路等（省略）
1.22 貯蔵施設（省略）
1.23 廃棄施設（省略）
1.24 汚染を検査するための設備（省略）
1.25 監視設備（省略）
1.26 非常用電源設備（省略）
1.27 通信連絡設備等（省略）
本設備は、緊急時の通報・連絡を確保するためのもので、一斉指令装置とページング設備等からなる。
(1) 一斉指令装置
11 号室に設置してある集中監視盤から全館に設備するスピーカーに必要な指令または情報を同時に一斉放送することができる。スピーカーは常時構内放送を受信する回路に組み込まれてあるが、一斉指令の際は構内放送を遮断して優先使用する。
(2) ページング設備
全館に設備するページング通話機から、これらの区域内に所在する従事者を呼び出し２人以上の従事者相互間で同時に通話できる。
事故が発生した場合には、事故発見者は最寄りの通話機で、建家内に所在する施設管理者に報告し、施設管理者は建家内在住の従事者に必要な指示をあたえる。

1.14 化学薬品の漏えいによる損傷の防止（変更なし）
1.15 飛散物による損傷の防止（変更なし）
1.16 重要度に応じた安全機能の確保（変更なし）
1.17 環境条件を考慮した設計（変更なし）
1.18 検査等を考慮した設計（変更なし）
1.19 使用前検査対象施設の共用（変更なし）
1.20 誤操作の防止（変更なし）
1.21 安全避難通路等（変更なし）
1.22 貯蔵施設（変更なし）
1.23 廃棄施設（変更なし）
1.24 汚染を検査するための設備（変更なし）
1.25 監視設備（変更なし）
1.26 非常用電源設備（変更なし）
1.27 通信連絡設備等（変更なし）
本設備は、緊急時の通報・連絡を確保するためのもので、一斉指令装置とページング設備等からなる。
(1) 一斉指令装置
11 号室に設置してある集中監視盤から全館に設備するスピーカーに必要な指令又は情報を同時に一斉 ・記載の適正化
放送することができる。スピーカーは常時構内放送を受信する回路に組み込まれてあるが、一斉指令の際は構内放送を遮断して優先使用する。
(2) ページング設備
全館に設備するページング通話機から、これらの区域内に所在する従事者を呼び出し２人以上の従事者相互間で同時に通話できる。
事故が発生した場合には、事故発見者は最寄りの通話機で、建家内に所在する施設管理者に報告し、施設管理者は建家内在住の従事者に必要な指示をあたえる。

2．金属容器詰替え作業に関わるもの

（削る）

（省略）

添 1-6

・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

補正後

変更後における使用施設等の操作上の過失、機械又は装置の故障、地震、火災、爆発等があった場合に発生すると想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書（変更なし）

添付書類２

添 2-1

又は

で、削除部分をで示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前

又は

で、削除部分をで示す。

補正後

1．本施設に関するもの
1.1 設計評価事故時の放射線障害の防止
1.1.1 最大想定事故の選定と内容

（省略）
（省略）

変更理由

1．本施設に関するもの
1.1 設計評価事故時の放射線障害の防止
1.1.1 最大想定事故の選定と内容（変更なし）（変更なし）

1.1.2 放射性物質の放出量1.1.2 放射性物質の放出量
前項で述べた最大想定事故が発生した場合の排気筒出口から放出される放射性物質の量を推定するた
前項で述べた最大想定事故が発生した場合の排気筒出口から放出される放射性物質の量を推定するために以下の仮定を設ける。
めに以下の仮定を設ける。
(1) グローブボックス内の核燃料物質の量は最大取扱量（Pu＋235Ｕで 300g 、Ｕ＋Th で 880ｇ）とする(1) グローブボックス内の核燃料物質の量は最大取扱量（Pu＋235Ｕで 220g 、Ｕ＋Th で 880ｇ）とする ・グローブボック
が、それぞれプルトニウム 300g、トリウム 880g として安全側に評価する。プルトニウムは精製後が、それぞれプルトニウム 220g、トリウム 880g として安全側に評価する。プルトニウムは精製後 スの最大取扱量
241
400 日とし、 Am を考慮する。
400 日とし、241Am を考慮する。
を 300g から 220g
(2) 排気系への移行率(2) 排気系への移行率に変更したこと
火災・爆発によりグローブボックス内の核燃料物質の１％が排気系に移行すると仮定する。
火災・爆発によりグローブボックス内の核燃料物質の 1％が排気系に移行すると仮定する。
に伴う評価の見(3) フィルタの捕集効率(3) フィルタの捕集効率
直し
グローブボックスの排気系フィルタは破損するが、排風機室に設置して るフィルタ二段は機能がグローブボックスの排気系フィルタは破損するが、排風機室に設置しているフィルタ二段は機能が ・記載の適正化
損なわれないものとして、捕集効率は 99.9 ％とする。
損なわれないものとして、捕集効率は 99.9 ％とする。
以上の仮定により計算した最大想定事故時の放射性物質の排気筒出口からの放出量を第 1.1.2-1 表に示
以上の仮定により計算した最大想定事故時の放射性物質の排気筒出口からの放出量を第 1.1.2-1 表に示す。
す。
第 1.1.2-1 表 核燃料物質の同位体組成、比放射能及び放出量
元素

プルトニウムトリウム

1.1.3 実効線量の評価(1) 計算条件(2) 計算式(3) 計算結果

同位体

重量分率

比放射能(Bq/g)

放出量(Bq)238Pu

1.0×10－2

6.3 ×1011

239Pu

7.5×10－1

240Pu

第 1.1.2-1 表 核燃料物質の同位体組成、比放射能及び放出量
元

素

同位体

重量分率

比放射能(Bq/g)

放出量(Bq)

1.9 ×107

238Pu

1.0×10－2

6.3 ×1011

1.4 ×107

2.3 ×109

5.2 ×106239Pu

7.5×10－1

2.3 ×109

3.8 ×106

1.85×10－1

8.4 ×109

4.6 ×106240Pu

1.85×10－1

8.4 ×109

3.4 ×106241Pu

5.0×10－2

3.8 ×1012

5.7 ×108241Pu

5.0×10－2

3.8 ×1012

4.2 ×108242Pu

5.0×10－3

1.5 ×108

2.2 ×103242Pu

5.0×10－3

1.5 ×108

1.6 ×103

232Th

1.0

4.1 ×103

3.6 ×101

232Th

1.0

4.1 ×103

3.6 ×101

プルトニウム

トリウム

（省略）
（省略）
（省略）
（省略）

1.1.3 実効線量の評価(1) 計算条件(2) 計算式(3) 計算結果

添 2-2

・グローブボック
スの最大取扱量を 300g から 220gに変更したことに伴う評価の見直し(以下同じ)（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更部分を

変更前
第 1.1.3-2 表

等

核

価 線

量

第 1.1.3-2 表

（Sv）
核

骨

肺

肝

変更理由

等

価

線

量

（Sv）

種

臓

（Sv）

骨

肺

肝

臓

238Pu

6.0 ×10－5

6.0 ×10－4

3.5 ×10－4

1.3 ×10－4

238Pu

4.4 ×10－5

4.4 ×10－4

2.6 ×10－4

9.4 ×10－5239Pu

1.6 ×10－5

1.9 ×10－4

8.9 ×10－5

4.0 ×10－5

239Pu

1.2 ×10－5

1.4 ×10－4

6.5 ×10－5

2.9 ×10－5240Pu

1.5 ×10－5

1.7 ×10－4

8.1 ×10－5

3.6 ×10－5

240Pu

1.1 ×10－5

1.2 ×10－4

5.9 ×10－5

2.6 ×10－5

241Pu

1.9 ×10－5

4.7 ×10－4

5.2 ×10－5

9.8 ×10－5

241Pu

1.4 ×10－5

3.4 ×10－4

3.8 ×10－5

7.2 ×10－5242Pu

6.5 ×10－9

7.8 ×10－8

3.5 ×10－8

1.6 ×10－8242Pu

4.8 ×10－9

5.7 ×10－8

2.6 ×10－8

1.2 ×10－8241Am

8.3 ×10－6

3.4 ×10－4

7.3 ×10－6

2.0 ×10－5

241Am

6.1 ×10－6

2.5 ×10－4

5.3 ×10－6

1.4 ×10－5232Th

1.8 ×10－10232Th

1.8 ×10－10

合1.2 ×10－4

合

8.8 ×10－5

1.3 ×10－3

4.3 ×10－4

2.4 ×10－4

計

1.8 ×10－3で示す。

実効線量及び等価線量

実効線量

種
（Sv）

で、削除部分を補正後

実効線量及び等価線量

実効線量

又は

5.8 ×10－4

3.3 ×10－4(4) 評価以上の計算結果から、実効線量は安全審査指針に記載がある 5mSv を十分下回っている。また等価線量も原子力安全委員会によって報告された「核燃料施設の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」に定められている、骨：2.4 Sv、肺：3 Sv 及び肝臓：5 Sv と比較して十分に小さい値であると評価できる。

計・グローブボック
スの最大取扱量を 300g から 220gに変更したことに伴う評価の見直し(以下同じ)(4) 評価以上の計算結果から、実効線量は安全審査指針に記載がある 5mSv を十分下回っている。また等価線量も原子力安全委員会によって報告された「核燃料施設の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」に定められている、骨：2.4 Sv、肺：3 Sv 及び肝臓：5 Sv と比較して十分に小さい値であると評価できる。

1.2 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（省略） 1.2 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（変更なし）
本施設では、安全上重要な施設に係る評価については、平成 26 年 12 月 17 日付け 26 原機（安）101（平成
本施設では、安全上重要な施設に係る評価については、平成 26 年 12 月 17 日付け 26 原機（安）101（平成27 年 1 月 19 日付け 26 原機（安）106 にて訂正）、平成 28 年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061 及び平成 28 年
27 年 1 月 19 日付け 26 原機（安）106 にて訂正）、平成 28 年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061 及び平成 28 年
5 月 31 日付け 28 原機（安）012 によって提出した報告書のとおりであり、安全機能が喪失したとしても周辺
5 月 31 日付け 28 原機（安）012 によって提出した報告書において、安全機能が喪失した場合における周辺監 ・記載の適正化
監視区域周辺の公衆に 5mSv を超える被ばくを及ぼすおそれはないことから、安全上重要な施設は存在しな
視区域周辺の公衆に及ぼす被ばく線量（実効線量）について、さまざまな外的事象による機能喪失時の評価い。
を実施している。実効線量が最大となる、閉じ込め機能の喪失及び遮蔽機能の喪失時の評価の結果は、添付
書類 1「1.1 燃料研究棟における安全上重要な施設の有無について」に示すとおりであり、安全機能が喪失したとしても周辺監視区域周辺の公衆に 5mSv を超える被ばくを及ぼすおそれはないことから、安全上重要な施設は存在しない。
2．金属容器詰替え作業に関するもの

（省略）

（削る）

添 2-3

・金属容器詰替え作業の終了に伴う記載の削除核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を
補正後

添付書類３

変更に係る核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書（変更なし）

（施設編）
燃料研究棟

添 3-1

又は

で、削除部分をで示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）

変更前

変更部分を
補正後

添付書類４

変更後における
使用施設等の保安のための業務に係る（変更なし）

品質管理に必要な体制の整備に関する説明書
（施設編）
燃料研究棟

添 4-1

又は

で、削除部分をで示す。
変更理由

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）参考資料１

補正前

参考資料１

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料１

参考資料１

廃棄物の保管場所の余裕度について

廃棄物の保管場所の余裕度について

燃料研究棟

燃料研究棟

参 1-1

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）参考資料１

変更部分を

で示す。

補正前

補正後

1.本申請に係る廃棄物の保管場所の余裕度
本申請は、①貯蔵容器の金属容器詰替え作業に係る記載の削除、②使用が終了した設備等に係る記載の見直し、③保管廃棄施設の保管物品の見直しに伴う申請である。①③については、設備撤去等の作業は行わないた
め、放射性固体廃棄物は発生しない。②に伴う設備の撤去等の作業に当たり、試験装置 27 台の解体・撤去では1 台当たり 200ℓドラム缶換算で 1～2 本発生し、グローブボックス 19 台及びフード 2 台の解体・撤去では 1 台
当たり 200ℓドラム缶換算で 4～11 本発生する。
燃料研究棟の保管廃棄施設 112 号室の保管容量は 200ℓドラム缶換算で約 88 本である。保管廃棄施設 112 号室に保管している 108 号室汚染物品（令和 3 年 6 月変更申請時：200ℓドラム缶約 73 本）は、一部を廃棄物管理
施設に引き渡し、令和 5 年 6 月末現在で 33 本となっているが、本年度中に保管容量の 2 割程度となる見込みである。
以上を考慮すると 112 号室の放射性固体廃棄物は、解体・引渡しを行い撤去が完了するまでの間、平均で保管容量の 6 割程度となるので、十分余裕がある。
なお、燃料研究棟のその他の保管廃棄施設 106 号室、113 号室においては、金属製容器（18.4ℓのカートンボ
ックスを収納）を最大 840 個収納することが可能であり、令和 5 年 6 月末現在の保管数は 324 個である。1 年間に放射性固体廃棄物が金属製容器 100 個程度発生するが、同数量を廃棄物管理施設に引き渡しているので、今後発生する量を考慮しても十分余裕がある。

1.本申請に係る廃棄物の保管場所の余裕度
本申請は、①貯蔵容器の金属容器詰替え作業に係る記載の削除、②使用が終了した設備等に係る記載の見直し、③保管廃棄施設の保管物品の見直しに伴う申請である。①③については、設備撤去等の作業は行わないた
め、放射性固体廃棄物は発生しない。②に伴う設備の撤去等の作業に当たり、試験装置 27 台の解体・撤去では1 台当たり 200ℓドラム缶換算で 1～2 本発生し、グローブボックス 19 台及びフード 2 台の解体・撤去では 1 台
当たり 200ℓドラム缶換算で 4～11 本発生する。
燃料研究棟の保管廃棄施設 112 号室の保管容量は 200ℓドラム缶換算で約 88 本である。保管廃棄施設 112 号室に保管している 108 号室汚染物品（令和 3 年 6 月変更申請時：200ℓドラム缶約 73 本）は、一部を廃棄物管理
施設に引き渡し、令和 5 年 6 月末現在で 33 本となっているが、本年度中に保管容量の 2 割程度となる見込みである。
以上を考慮すると 112 号室の放射性固体廃棄物は、解体・引渡しを行い撤去が完了するまでの間、平均で保管容量の 6 割程度となるので、十分余裕がある。
なお、燃料研究棟のその他の保管廃棄施設 106 号室、113 号室においては、金属製容器（18.4ℓのカートンボ
ックスを収納）を最大 840 個収納することが可能であり、令和 5 年 6 月末現在の保管数は 324 個である。1 年間に放射性固体廃棄物が金属製容器 100 個程度発生するが、同数量を廃棄物管理施設に引き渡しているので、今後発生する量を考慮しても十分余裕がある。
以上のことから、解体・撤去等の作業において、燃料研究棟の全ての保管廃棄施設（106 号室、112 号室及び113 号室）において十分余裕がある。
2.本申請に係る廃棄物の保管容器の余裕度
本申請において追加する固体廃棄物の保管容器は、112 号室に金属製容器 C を 141 個追加し、106 号室に金属製容器 D を 5 個追加する。以下にそれぞれの部屋における評価結果を示す。
（1）112 号室：床面積 約 30 ㎡
保管場所の面積は、通路を考慮し約 23 ㎡となる。金属製容器 C（約φ0.4m、底面積約 0.13 ㎡）176.9 個分の面積であるが、本申請では 141 個を保管する。
（2）106 号室：床面積 約 24 ㎡
保管場所の面積は、通路を考慮し約 1.8 ㎡となる。金属製容器 D（約φ0.6m、底面積約 0.29 ㎡）6.2 個分の面積であるが、本申請では 5 個を保管する。
以上により当該保管廃棄施設は、本申請で追加する保管容器を保管する十分な広さを有する。

以上

参 1-2

以上

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）参考資料 2

変更部分を

及び

補正前

補正後

図-3-15 フード H-2 の外観

図-3-16 フード H-2 の外観

参 2-34で示す。

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）参考資料 3

補正前

変更部分を

で示す。

補正後

参考資料３

参考資料３

保管廃棄施設の遮蔽能力評価について

記載なし

燃料研究棟

参 3-1

核燃料物質使用変更許可申請書
対象

大洗研究所（北地区）

燃料研究棟（施設番号 3）参考資料 3

補正前

変更部分を

で示す。

補正後
1．保管廃棄施設の遮蔽能力評価について
令和 3 年 11 月許可の添付書類 1 1.3 遮蔽 1.3.3-2 固体廃棄施設の遮蔽能力において、保管廃棄施設の遮蔽能力を評価している。本評価では、113 号室のα固体廃棄物 B を線源の対象としており、106 号室のβ・γ固体廃棄物、112 号室及び 113 号室のα固体廃棄物 A は線量当量率が著しく低いため評価から除外している。
追加する保管容器は、106 号室の金属製容器 D（β・γ固体廃棄物）及び 112 号室の金属製容器 C（α固体廃棄物 A）であり、α固体廃棄物 B の容器は含まれない。従って、遮蔽能力評価の変更はない。

以上

記載なし

参 3-2