【D 情報】令和 4 年 7 月 8 日
公益財団法人核物質管理センター
東海保障措置センター
核燃料物質使用変更許可申請書へのコメント回答及び補正方針(東海保障措置センターにおける質量分析計の更新について)
1. 共通編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
3. 核燃料物質の種類
4. 使用の場所
5. 予定使用期間及び年間予定使
用量

指摘・質問
－

回答
－

補正方針
変更なし

－－
－
予定使用期間を 3 年間ごとの更新に変更することを検討のこと。

－－－
3 年間ごとの更新に変更する。予定使用期間を、直近の 3 年間となるように変更する。

変更なし
変更なし
変更なし
表 5-1 東海保障措置センター全体における予定使用期間及び年間予定使用量
年間予定使用量
核燃料物質の種類

予定使用期間

天然ウラン
劣化ウラン
濃縮ウラン（濃縮度 5％未満）
自 変更許可された日
濃縮ウラン（濃縮度 5％以上 20％未満）
濃縮ウラン（濃縮度 20％以上） 至 令和 7 年 3 月 31 日
プルトニウムウラン 233
6. 使用済燃料の処分の方法
7. 核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備
8. 核燃料物質の貯蔵施設の位置、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
10. 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事項
11. 閉じ込めの機能、遮蔽その他の事項に関する使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設
備

延べ取扱量( )内は 235U 量
2,540g(18g)

20,000g
50,000g(140g)(2,500g)

350g
32,600g(4g)(1,630g)

1,150g(230g)

795g(159g)

250g
270g
15g

(250g)

113g
225g
7g

(113g)

－－－－

変更なし
変更なし

－－

変更なし

－－

変更なし

－－

変更なし

－－

別冊 1 保障措置分析棟、別冊 2 開発試験棟にそれぞれ 11.項を追加する。

東海保障措置センター内の各施設における、閉じ込めの機能、遮蔽その他の事項に関する使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設備を下記の別冊に示す。
施設名
保障措置分析棟
開発試験棟
新分析棟

12. 添付書類（原子炉規制法施行令第 38 条第 2 項に定める書類）

最大存在量( )内は 235U 量
20,000g(140g)

別冊番号
別冊 1
別冊 2
別冊 3

12-1. 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）－－

別冊 1 保障措置分析棟、別冊 2 開発試験棟にそれぞれ 12-1.項を追加する。
(それぞれ、別冊 3 新分析棟 12-1 項に合わせて記載する。)

東海保障措置センター内の各施設における、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）を下記の別冊に示す。
施設名
保障措置分析棟
開発試験棟
新分析棟

別冊番号
別冊 1
別冊 2
別冊 3

以下を 12-1.項に追記する。
なお、東海保障措置センター 共通編として、東海保障措置センターの各施設における評価結果の合算、集約を行った結果を以下に示す。
(2) 遮蔽(へい)東海保障措置センターの各施設における核燃料物質の使用等により、各施設において評価された内部被ばくによる線量と外部放射線による線量に基づいて、東海保障措置センターとしての一般公衆への線量の評価結果を、東海保障措置センター共通編 別添書類-2 障害対策書に示す。
(6) 核燃料物質の臨界防止
東海保障措置センターの各施設における年間予定使用量相当の核燃料物質を一箇所に集約させた場合の臨界の可能性についての評価結果を、東海保障措置センター共通編 別添書類-3 安全対策書に示す。

12-2. 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－－

別冊 1 保障措置分析棟、別冊 2 開発試験棟にそれぞれ 12-2.項を追加する。
(それぞれ、別冊 3 新分析棟 12-2 項の記載内容に合わせて、保障措置分析棟、開発試験棟の 12-2 項を記載する。)

東海保障措置センター内の各施設における、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を下記の別冊に示す。
施設名
保障措置分析棟
開発試験棟
新分析棟
12-3. 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
12-4. 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
別添書類-1 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（東海保障措置センター）

－－

変更なし

－－

変更なし

新旧対照表において、P27 の組織体制の見直しに係る記載の適正化について、説明を少し詳しく記載のこと。

新旧対照表の組織体制の見直しに係る記載の適正化の説明を見直す。
記載の適正化（組織体制の見直しに伴う修正）

変更なし

2

別冊番号
別冊 1
別冊 2
別冊 3

ただし、12.項の添付書類との混同をさけるため、添付書類-1 を 別添書類-1 に修正する。

別添書類-2 障害対策書－↓（現行(令和 4 年 5 月現在)の組織体制の反映による修正）－

障害対策書において、以下の(2)施設編の記載を削除する。

(2)

施設編
東海保障措置センター内の各施設における障害対策書を下記の別冊に示す。
施設名
保障措置分析棟
開発試験棟
新分析棟

別添書類-3 安全対策書－12.項の添付書類との混同をさけるため、添付書類-2 を 別添書類-2 に修正する。
安全対策書において、以下の(2)施設編の記載を削除する。

－

(2)

施設編
東海保障措置センター内の各施設における安全対策書を下記の別冊に示す。
施設名
保障措置分析棟
開発試験棟
新分析棟

別添書類-4 新分析棟プルトニウム
質量分析室における質量分析計及
び グ ロ ー ブ ボ ッ ク ス (GB120a 、GB120b)の撤去に係る安全性についてドラム缶と廃棄物コンテナについて耐火性のあることを記載のこと。

別冊番号
別冊 1
別冊 2
別冊 3

ドラム缶と廃棄物コンテナについて耐火性のあることを記載する。

別冊番号
別冊 1
別冊 2
別冊 3

12.項の添付書類との混同をさけるため、添付書類-3 を 別添書類-3 に修正する。
先に参考資料として提出した「新分析棟プルトニウム質量分析室における質量分析計及びグローブボックス(GB120a、GB120b)の撤去に係る安全性について」を別添資料-4 として追加する。

容器の耐火性について、以下を追記する。
4. (3)
なお、200L ドラム缶及び廃棄物コンテナの材質は、ステンレス製及び鋼製である。紙製の 20L カートンボックスについては、鋼製のカートン保管用金属容器内に保管することから、放射性固体廃棄物を収納する容器は耐火性を有する。

3

2. 別冊 1 保障措置分析棟

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
3. 核燃料物質の種類
4. 使用の場所
5. 予定使用期間及び年間予定使
用量指摘・質問
－

回答
－

補正方針
変更なし

－－－
予定使用期間を 3 年間ごとの更新に変更することを検討のこと。

－－－
3 年間ごとの更新に変更する。予定
使用期間を、直近の 3 年間となるように変更する。

変更なし
変更なし
変更なし
表 5-1 予定使用期間及び年間予定使用量（保障措置分析棟）
核燃料物質の種類

予定使用期間

天然ウラン
劣化ウラン
濃縮ウラン（濃縮度 5％未満）
自 変更許可された日
濃縮ウラン（濃縮度 5％以上 20％未満）
至 令和 7 年 3 月 31 日
濃縮ウラン
（濃縮度 20％以上）
プルトニウムウラン 233
6. 使用済燃料の処分の方法
7. 核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備
8. 核燃料物質の貯蔵施設の位置、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
10. 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事項
11. 閉じ込めの機能、遮蔽その他の事項に関する使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設
備
12. 添付書類（原子炉規制法施行令第 38 条第 2 項に定める書類）
12-1. 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）

年間予定使用量
最大存在量( )内は 235U 量
5,000g (35g)

延べ取扱量( )内は 235U 量
1,070g(7g)

5,000g (35g)
15,000g (750g)

125g
10,300g(1g)(515g)

500g (100g)

390g

(78g)

100g (100g)

54g

(54g)

90g
5g

81g
3g

－－－－

変更なし
変更なし

－－

変更なし

－－

変更なし

－－

変更なし

－－

別冊 1 保障措置分析棟に 11.項を追加する。
(保障措置分析棟の 11.項の記載内容を「別紙 11.項 の修正及び記載内容」に示す。)－－

別冊 1 保障措置分析棟に 12-1.項を追加する。
(別冊 3 新分析棟 12-1 項の記載内容に合わせて保障措置分析棟の 12-1 項を記載する。)

4

12-2. 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－12-3. 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書－－

別冊 1 保障措置分析棟の 12-2.項を以下のように記載する。
東海保障措置センターの保障措置分析棟における、使用施設等の想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因または事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書を別冊 1 保障措置分析棟 安全対策書に示す。

－

別冊 3 新分析棟の 12-3.項と同様の文言を記載する。
東海保障措置センター共通編 別添書類-1 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に記載の通り。

12-4. 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－

別冊 1 保障措置分析棟
障害対策書

表 2-1 に注釈が記載されていないため記載のこと。

－

別冊 3 新分析棟の 12-4.項と同様の文言を記載する。
東海保障措置センター共通編 12-4 項に記載の通り。

表 2-1 に注釈を記載する。

表 2-1 線量の管理基準注）妊娠不能と診断された者及びその者の所属する課長等に妊娠の意思のない旨を書面で申し出た者を除く。

2.2.3 項 評価結果に示す保管室の室名に誤記があったため、保管室(4) に修正する。

2.2.3

評価結果

保管室(4)における実効線量は隣室の貯蔵庫からの寄与も考慮すると最も高く 4.4 Sv/hr である。これは、放射線業務従事者の実効線量限度(50mSv/y)の 1/90 である。表 2-4 に実効線量計算結果を示す。
表 2-4
点検場所
保管室(4)

保管室(4)における実効線量計算結果

実効線量(Sv/hr)

合計

実効線量

線

中性子線(Sv/hr)(mSv/y)4.15×100

1.6×10-1

4.31×100

5.6×10-1

注）点検時間は毎日 0.5hr とする。

別冊 1 保障措置分析棟
安全対策書－－

変更なし

53. 別冊 2 開発試験棟
指摘・質問－

回答
－

補正方針
変更なし

－－－－－－－－

変更なし
変更なし
変更なし
変更なし

－－－－

変更なし
変更なし

－－

変更なし

－－

変更なし

－－変更なし－－別冊 2 開発試験棟に 11.項を追加する。
(開発試験棟の 11.項の記載内容を「別紙 11.項 の修正及び記載内容」に示す。)－－

別冊 2 開発試験棟に 12-1.項を追加する。
(別冊 3 新分析棟 12-1 項の記載内容に合わせて開発試験棟の 12-1 項を記載する。)

12-2. 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－－

別冊 2 開発試験棟の 12-2.項を以下のように記載する。

12-3. 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書－

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
3. 核燃料物質の種類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. 核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備
8. 核燃料物質の貯蔵施設の位置、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
10. 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事項
11. 閉じ込めの機能、遮蔽その他の事項に関する使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設
備
12. 添付書類（原子炉規制法施行令第 38 条第 2 項に定める書類）
12-1. 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）

東海保障措置センターの開発試験棟における、使用施設等の想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因または事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書を別冊 2 開発試験棟 安全対策書に示す。
－

別冊 3 新分析棟の 12-3.項と同様の文言を記載する。
東海保障措置センター共通編 別添書類-1 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に記載の通り。

12-4. 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－－

別冊 3 新分析棟の 12-4.項と同様の文言を記載する。
東海保障措置センター共通編 12-4 項に記載の通り。

6

別冊 2 開発試験棟
障害対策書

表 2-1 に注釈が記載されていないため記載のこと。

表 2-1 に注釈を記載する。

表 2-1 線量の管理基準注）妊娠不能と診断された者及びその者の所属する課長等に妊娠の意思のない旨を書面で申し出た者を除く。

別冊 2 開発試験棟
安全対策書－－変更なし7

4. 別冊 3 新分析棟

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
3. 核燃料物質の種類
4. 使用の場所
5. 予定使用期間及び年間予定使
用量指摘・質問
－

回答
－

補正方針
変更なし

－－－
予定使用期間を 3 年間ごとの更新に変更することを検討のこと。

－－－
3 年間ごとの更新に変更する。予定使用期間を、直近の 3 年間となるように変更する。

変更なし
変更なし
変更なし
表 5-1 予定使用期間及び年間予定使用量（新分析棟）
核燃料物質の種類

予定使用期間

天然ウラン
劣化ウラン
濃縮ウラン（濃縮度 5％未満）
自 変更許可された日
濃縮ウラン（濃縮度 5％以上 20％未満）
濃縮ウラン（濃縮度 20％以上） 至 令和 7 年 3 月 31 日
プルトニウムウラン 233
6. 使用済燃料の処分の方法
7. 核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備－
窓板の難燃性材料を具体的に記載のこと－
難燃性樹脂をポリカーボネート樹脂に修正する。

－－

変更なし

8

最大存在量
( )内は 235U 量
15,000g(105g)

延べ取扱量( )内は 235U 量
1,470g(11g)

15,000g(105g)
35,000g (1,750g)

225g22,300g(3g)(1,115g)

650g(130g)

405g

(81g)

150g
180g
10g

(150g)

59g
144g
4g

(59g)

変更なし
7.3 使用施設の設備
使用設備の名称
グローブボックス（共通仕様）

8. 核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備

年間予定使用量個数

仕様－

耐震設計：耐震 B クラス
気体廃棄施設（排気第 1 系統）に接続
材質：本体：ステンレス鋼
窓板：メタクリル樹脂(更新するグローブボックスについてはポリカーボネート樹脂)
グローブ：クロロプレン、ハイパロン
性能： 負圧維持：通常約-300Pa（対室内圧）
リーク率：0.1vol%/h 以下（通常時）
警報装置：負圧警報
警報下限設定値：-50Pa（対室内圧）
警報上限設定値：-490Pa（対室内圧）

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「 原子 力規制 委 員会 告示 ７ 号」 を
「原子力規制委員会告示８号」に修正のこと。

「原子力規制委員会告示８号」に修正する。以下、同様とする。

9.1.1 気体廃棄施設の位置
気体廃棄施設の位置

9.2.1 液体廃棄施設の位置
液体廃棄施設の位置

10. 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事項
11. 閉じ込めの機能、遮蔽その他の事項に関する使用施設、貯蔵施設及び廃棄施設の位置、構造及び設
備

気体廃棄施設は、新分析棟 2 階の排気機械室にあり、排気筒は新分析棟屋上に位置する。
本施設の管理区域内で発生する気体廃棄物は、高性能エアフィルタ等のろ過により、排気中の放射性物質濃度を「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」(平成 27 年原子力規制委員会告示第 8 号)で定められている周辺監視区域外の空気中の濃度限度以下にして、排気筒から排出される。なお、本施設からの排気中の放射性物質濃度を監視するためスタックダストモニタを本施設内に設ける。
図 9-1 に気体廃棄設備の系統図を示す。

液体廃棄施設は、新分析棟地階の廃液貯槽室に位置する。
液体廃棄物としては、手洗器、シャワー、床排水、排気筒ドレン等の低いレベルの廃液は、本施設内廃液用配管を経由して廃液貯槽(5m3)2 基のうち 1 基に貯留される。
廃液貯槽から排水するときは、廃液中の放射性物質濃度を測定し、その値が平成 27 年原子力規制委員会告示第 8 号に規定する周辺監視区域外の濃度限度以下の場合は、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(以下、「原科研」という。)の第一排水溝へ放出する。上記制限値を超えるときは、タンクローリーで原科研の廃棄物処理場へ運搬する。
グローブボックス等で発生するウラン、プルトニウムを含む廃液は、中和、固化等を行い、固体廃棄物として処理する。
液体廃棄設備の系統図を図 9-2 に示す。

－－

変更なし

(1)閉じ込め セル等は気体廃棄施設に接続されていることを記載のこと。
質量分析計の閉じ込め機能についても記載すること。
(2)遮蔽 線量評価結果を記載し、遮蔽能力を有することを示すこと。

セル等は気体廃棄施設に接続されていることを記載する。
質量分析計はグローブボックスに接続して使用すること等を記載する。

別冊 3 新分析棟の 11.項の記載内容を「別紙 11.項 の修正及び記載内容」に示す。

(3)火災 火災警報、消火設備は消防法に基づいたものかを確認のこと。
セル等の等は何を示すのか、また、質量分析計の具体的な材料の具体名を記載のこと。

消防法に基づいており、その旨を記載する。
セル等の等としては、ホットセル、グローブボックス及びフードを示す。
質量分析計のグローブボックスと接続するイオン源等について、主にステンレス鋼、アルミニウム、セラミックス等の不燃材料より構成される。

線量評価結果等を記載する。

9

12. 添付書類（原子炉規制法施行令第 38 条第 2 項に定める書類）
12-1. 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）(4)立入り 管理区域はどのように区画されているか記載のこと。

管理区域の区画方法について記載する。

(7)施設検査対象施設の地盤 使用前検査対象施設に修正のこと。以下、同様の修正を行うこと。
(8)新分析棟の耐震重要度分類について確認のこと。

施設検査対象施設を使用前検査対象施設に修正する。以下、同様の修正を行う。
新分析棟の建屋は B クラスの施設であること等を記載する。

(11)不法侵入 サイバーテロの対策はされているか確認のこと。

サイバーテロへの対策等について記載する。

(15) 重要度に応じた安全機能の確
保 安全上重要な施設以外の要求事項を記載すること。
(18) 使 用 前 検 査 対 象 施 設 の 共 用
安全対策書で説明されている総合監視盤は共用に該当するか確認のこと。
(22)貯蔵施設 貯蔵施設の容量が十分であることの説明を行うこと。

安全上重要な施設以外の要求事項を記載する。

(23)廃棄施設 保管廃棄施設の容量が十分であることの説明を行うこと。

貯蔵施設の容量が十分であることについて記載する。

－－

当センター内の他の使用施設との共用はないことを記載する。また、合わせて事務棟総合監視盤への給電を行っていることを記載する。
貯蔵施設の容量が十分であることについて記載する。

変更なし
ただし、11.項の補足として以下を追記(9)津波による損傷の防止
なお、以下に自治体(東海村)の自然災害ハザードマップのうち、津波ハザードマップ及び土砂災害ハザードマップを示す。

10

公益財団法人核物質管理センター
東海保障措置センター

図. 津波ハザードマップ(東海村)

公益財団法人核物質管理センター
東海保障措置センター

図. 洪水･土砂災害ハザードマップ(東海村)
東海村自然災害ハザードマップ(令和 4 年 2 月版)より引用(22)貯蔵施設
なお、新分析棟、試料貯蔵室に核燃料物質貯蔵庫が 9 台あり、その合計の容積として 8.78m3 の貯蔵能力があることから、最大収納量の核燃料物質を貯蔵するために必要な容量を有する。
(23)廃棄施設
なお、新分析棟、廃棄物貯蔵室の床面積及び室容積は、21m2 及び 105m3 あり、固体廃棄物 7m3 (20L の専用の容器 150 個及び 200L ドラム缶 20 本)を一時保管することができる。

12-2. 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－－

別冊 3 新分析棟の 12-2.項の記載を以下のように修正する。

12-3. 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
12-4. 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
別冊 3 新分析棟
障害対策書

－

－

変更なし

－

－

変更なし

－－

別冊 1 保障措置分析棟及び別冊 2 開発試験棟の障害対策書、2.1 被ばくの管理基準に示す表 2-1「線量の管理基準」と同じ表を、別冊 3 新分析棟の障害対策書、3.1 前提条件に加える。

東海保障措置センターの新分析棟における、使用施設等の想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因または事故に応ずる災害防止の措置に関する説明書を別冊 3 新分析棟 安全対策書に示す。

11

3.1 前提条件本施設における外部被ばく対策は、遮へい体によって線量を予め定められた設計基準値以下に抑えることにより行う。なお、一定期間における作業者に係る線量の管理基準は、表 3-1 に示すとおりで、この基準を超えないように管理する。

表 3-1
対象

者

線量区分

線量の管理基準
要警戒線量

線量

限度

(1) 100mSv／5 年(2) 50mSv／年(3) 女子注）5mSv／3 月(4) 妊娠中である女子本人の申出等によりそ
実効線量

13mSv／3 月の者の所属する課長等が妊娠の事実を知ったときから出産までの間につき、内部被ばくについて
1mSv

放射線業務
従 事 者
眼の水晶体
皮膚

13mSv／3 月
130mSv／3 月(1) 100mSv／5 年(2) 50mSv／年
500mSv／年(1) 13mSv／3 月(2) 本人の申出等により等価線量妊娠中である 女 子 の 腹 １mSv／期間中
部表面

その者の所属する課長等が妊娠の事実を知ったときから出産までの間につき2mSv
注）妊娠不能と診断された者及びその者の所属する課長等に妊娠の意思のない旨を書面で申し出た者を除く。

別冊 3 新分析棟
安全対策書

－－

変更なし

12