（資料１）
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表
拠点名

施設名

廃止措置計画変更認可申請

廃止措置計画の審査基準規則対比表

原科研

JRR-4

JRR-4 原子炉施設に係る廃止措置計画の変廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（JRR-4 P1～P49

更認可申請書原子炉施設）

JRR-2 原子炉施設に係る廃止措置計画の変廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（JRR-2 P50～P132

更認可申請書原子炉施設）TRACY（過渡臨界実験装置）施設に係る廃止

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（TRACY P133～P186

措置計画の変更認可申請書

施設）

重水臨界実験装置に係る廃止措置計画の変廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（重水臨 P187～P265

更認可申請書界実験装置）

原子力第 1 船原子炉に係る廃止措置計画の廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（原子力 P266～P287

変更認可申請書

第 1 船原子炉施設）

再処理施設に係る廃止措置計画変更認可申廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（核燃料 P288～P302

請書

工学研究所、再処理施設）

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（もんじ P303～P311

置計画変更認可申請書

ゅ）

JRR-2
TRACY
大洗研
青森
核サ研
敦賀

DCA
むつ
再処理施設
もんじゅ
ふげん

新型転換炉原型炉施設
認可申請書

廃止措置計画変更

ページ

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（ふげ P312～P330
ん）

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（JRR-4 原子炉施設）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

五 解体の対象となる施設及びその解体の方法

第 16 条の 6 法第四十三条の三の二第 （１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

１．解体の対象となる施設

二項の規定により廃止措置計画の認可 １）解体する原子炉施設

解体対象施設は、「四 廃止措置の対象となる試験研究用等原子炉施設及びその敷地」に示すとおり、を受けようとする者は、廃止しようとす 原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が新燃料貯蔵庫等、原子炉建家、排風機室、排気筒、実験準備室、純水製造装置室、廃液貯槽室及び冷る試験研究用等原子炉ごとに、次の各号 原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力却塔並びにこれらの建家内外に設置されている全ての施設・設備である。付属建家は、施設・設備を解体に掲げる事項について廃止措置計画を 規制委員会の確認を受けたときに、設置の許可は、その効力を失うことと撤去するとともに、管理区域解除後、建家を解体せずに一般施設として活用する。

定め、これを記載した申請書を原子力規 なっている。
制委員会に提出しなければならない。
五前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、 ２．解体の方法
その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについ管理区域を有する付属建家、新燃料貯蔵庫等、原子炉建家、排風機室及び廃液貯槽室の解体撤去工て、原子力規制委員会の確認を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみ事では、はじめに、管理区域内の施設・設備の解体撤去を行う。管理区域内の施設・設備の解体撤去作

なされる。

業は、「九 核燃料物質による汚染の除去 １．汚染の状況」に示す汚染を有する施設・設備の一部を対こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する象として、施設・設備の切断等を実施する。したがって、解体撤去作業を実施するに当たっては、一般公法第四十三条の三の三十四原子炉施設については、原子炉施設に係る設置の許可がなされたところに衆及び放射線業務従事者の被ばく抑制の観点から、「九 核燃料物質による汚染の除去 １．汚染の状

第二項の規定により廃止措置計画につより、廃止措置対象施設の範囲を特定するとともに、廃止措置対象施設の況」に示す汚染の状況（放射性物質の種類、数量及び分布並びに汚染物質の発生量）及び解体撤去作

いて認可を受けようとする者は、廃止しうち解体の対象となる施設が示されていること。

業を実施するまでの放射能を減衰させるための期間を勘案し、解体撤去作業前の除染方法、解体撤去

研開炉規則
第 111 条ようとする発電用原子炉ごとに、次に掲

手順及び工法を選定する。また、廃止措置の進捗に応じて、保安規定に基づき、性能を維持すべき設備

げる事項について廃止措置計画を定め、 ２）解体の方法

を維持管理し、廃棄物の保管等に係る安全上必要な措置を講ずる。管理区域内の施設・設備の解体撤これを記載した申請書を原子力規制委

原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染さ去後、汚染の状況を確認のうえ、管理区域を順次解除する。その後、新燃料貯蔵庫等、原子炉建家、排員会に提出しなければならない。

れた物又は原子炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であること

風機室及び廃液貯槽室は重機等を用いて解体する。付属建家は、管理区域解除のみ実施し、建家の解五が求められる。

体は実施しない。管理区域の無い純水製造装置室及び冷却塔も重機等を用いて解体する。排気筒は、前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子 気体廃棄物の廃棄設備の使用終了後に重機等を用いて解体する。これらの解体に当たっては、ＪＲＲ－
炉にあっては、原子炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用 ３原子炉施設等の周辺施設への影響を考慮したうえで実施する。解体後、残存する付属建家及び土地に
等原子炉にあっては、機能停止措置（原子炉における核分裂の発生能力を汚染の無いことを確認する。放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場へ引き渡す。放射性廃棄物の放射除去することにより原子炉の機能を停止させるための措置）が講じられる性廃棄物処理場への引き渡しが全て完了することでＪＲＲ－４原子炉施設の共通施設から放射性廃棄物必要がある。

処理場を解除し、放射性廃棄物処理場は、他の原子炉施設の共通施設とする。なお、放射性廃棄物処理場に引き渡した放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理する。解体後、廃止措置を終了してから廃原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物
質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解体撤去時期の検討

止措置終了確認を受ける。
なお、解体撤去作業前の除染方法、解体撤去手順及び工法については、第２段階に入るまでに、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。
廃止措置終了後の状態を図５－１に示す。

1

001

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、放３．安全対策

射性廃棄物の処理等に関する措置が講じられる必要がある。

廃止措置期間中においては、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策、並び

ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射に原子炉施設への第三者の不法な接近及び侵入の防止対策を講じるとともに、施設の運転期間中に準じた安全確保を図る。

能の時間的減衰を図るための安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間をかけて行われる。

3.1 汚染の拡大防止対策

こうしたことを踏まえ、汚染の拡大防止対策を含む作業計画を立案し、汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下

局所排気装置の使用等の措置を行い、汚染拡大を防止する。

のような段階とその段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着手要件、完了要件が適切に設定されていること。

3.2 被ばく低減対策作業に当たっては、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づき、放射線業務従事者①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段及び一般公衆の被ばくの低減に努める。このため、あらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施する

階とともに、残存放射性物質の量及び放射性廃棄物の発生量を評価し、作業計画の立案に資する。また、試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心作業計画に基づき、適切な遮蔽体の設置、遠隔操作の採用、高性能フィルタ付局所排気装置の使用、並からすべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とする

びに防護マスク及び防護衣の着用等により、放射線業務従事者の外部及び内部被ばくを低減する。さらような措置が講じられるとともに、燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管さに、気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物の廃棄設備を適切に用いることにより、気体状及び液体状れ、同設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬出されること。

の放射性物質の施設外への放出を抑制し、一般公衆の被ばくの低減を図る。

原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保される

3.3 事故防止対策こと。

作業に当たっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労働災害に対する防止対策を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行う。さらに、原則、訓②燃料体搬出後から解体撤去までの段階

練及び試行・試験を行い、安全対策の徹底を図る。また、その他の一般労働災害防止対策として、停電

原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当対策、感電防止対策、墜落・落下防止対策、火災・爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業安全対

該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保される策及び地震等の自然現象に対する安全対策を検討し、必要な対策を講じる。

こと。
3.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策③解体撤去段階

管理区域の出入口において出入管理を行うとともに、適切な施錠管理を行い、第三者の不法な接近及原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染

び侵入を防止する。

の適切な除去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。
○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済燃料が取り出されていることが、認可の基準となっていることから、
2

002

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること。
○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在す
る間は、使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体について、その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。
あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。
注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試
験炉規則、実用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に記載することが必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。
）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験
研究用等原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必要な事項が記載されているものとして取り扱う。
なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。

3

003

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

六 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

六（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設

性能維持施設廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）につい公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃ては、全ての使用済燃料がＪＲＲ－４から搬出済であり、ＪＲＲ－４へ戻すことがないことを踏まえつつ、原止措置対象施設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案

子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放された核燃料物質による汚染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順

射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される等の措置との関係において、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設（以性能を維持することとする。なお、使用済燃料を冷却する性能及び燃料破損時に放射性物質の環境放出

下「性能維持施設」という。
）が、廃止措置期間を見通した廃止措置の段階 を抑制する性能は不要となる。
ごとに適切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的な考え方が示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設
備が施設区分ごとに示されていること。

4

004

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

七

研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

性能維持施設の位置、構造及び設備

並びにその性能並びにその性能を維持（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表７－１にすべき期間を維持すべき期間示す。なお、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備

棄物処理場、通信連絡設備、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポス

研開炉規則

並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間が示されていること。まト、モニタリングステーション、中央監視装置、環境放射線観測車及び気象観測設備は、廃止措置中維持七

性能維持施設の位置、構造及び設備

た、ここで示される性能維持施設の性能については、性能維持施設が維持管理し、ＪＲＲ－４の廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理する。

並びにその性能、その性能を維持すべきすべき機能ごとに、その性能を満たすために必要な仕様等（以下単に「必また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入する期間並びに研開炉技術基準規則第二章

要な仕様等」という。）が示されていること。

場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを第２段階に入るまでに、本廃及び第三章に定めるところにより難い
特別の事情がある場合はその内容

また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

線業務従事者の受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、専ら廃止措置で使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することが示されていること。
研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持すること、必要な仕様等を満たす
こと等が示されていること。

5

005

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

八 核燃料物質の管理及び譲渡し研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号八（４）核燃料物質の管理及び譲渡し

１．核燃料物質の譲渡しの方針

廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡さ新燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚に貯蔵している未使用燃料は、米国のエネルギー省へ譲り渡す。一方、Ｊ

核燃料物質の管理及び譲渡しれること等を示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使 ＲＲ－４の原子炉運転に伴い発生した使用済燃料は、設置許可に基づきＪＲＲ－４原子炉施設からＪＲＲ
用済燃料の処分の方法」に従い、適切な譲渡し等の措置が示されており、－３原子炉施設に搬出済みであり、研究炉技術課長が保安規定（第１編 総則、第２編 放射線管理、第核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されて５編 ＪＲＲ－３の管理）に基づき管理している。今後、使用済燃料は、ＪＲＲ－３原子炉施設から搬出し、いることを確認する。

米国のエネルギー省へ譲り渡す。

① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。

２．核燃料物質の譲渡しのための措置
核燃料物質の米国への譲渡しに当たっては、以下の措置を実施する。

② 核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。

(1) 核燃料物質の存在場所と種類、数量の確認③ 核燃料物質の搬出、輸送

未使用燃料は、ＪＲＲ－４の新燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚に燃料体 13 体（U-235 量で約３kg）を貯蔵して核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられいる。燃料材の種類はウランシリコンアルミニウム分散型合金である。

ること。
④ 核燃料物質の譲渡し先(2) 核燃料物質の貯蔵○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１

未使用燃料は、搬出までの間、新燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚に貯蔵する。

１号○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号(3) 核燃料物質の搬出、輸送の規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。

未使用燃料は、専用の輸送容器に収納のうえ、令和６年度までに搬出する予定であり、輸送船により米国へ輸送する。未使用燃料の搬出及び輸送に当たっては、関係法令に従った措置を講ずる。

(4) 核燃料物質の譲渡し先の選定
未使用燃料の譲渡しは、原子炉等規制法第 61 条第１項第９号に基づく輸出であり、譲渡し先は米国のエネルギー省とする。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

九（５）核燃料物質による汚染の除去

１．汚染の状況

廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前施設に残存する汚染は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。

評価結果、汚染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されている

放射化汚染物質は、炉室内に設置されている炉心部、炉心タンク、No.１プール内の炉心タンク内外のこと。

施設・設備、No.１プール及び照射室が、原子炉運転中に中性子照射を受けて放射化することにより発生

核燃料物質による汚染の除去

九 核燃料物質による汚染の除去する。また、過去に炉心を No.１プールから No.２プールへ移動して原子炉運転を実施した実績があることから、No.２プールも放射化汚染物質が発生している可能性がある。

6

006

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
二次汚染物質は、炉心部、炉心タンク、No.１プール内の炉心タンク内外の施設・設備、No.１プール、No.
２プール内の施設・設備、No.２プール、原子炉冷却系統施設の１次冷却設備のうち１次冷却系、精製系
及び排水系、並びに放射性廃棄物の廃棄施設の液体廃棄物廃棄設備の廃液貯槽等において、放射性腐食生成物等が施設・設備の表面に付着することにより発生する。また、No.１プール内に設置している、
実験利用設備の中性子ビーム設備の重水タンク及び重水タンクに関連する系統（以下「重水タンク等」という。）では、重水の抜き取り作業は終了（抜き取った重水は、ＪＲＲ－３へ搬出）しているが、一部の重水が残存しており、重水中に含まれる H-3 により二次汚染物質が発生している。なお、昭和 44 年に燃料破損が 1 回発生しているが、発生後速やかに当該燃料を取り出し、プール水を全量排水するとともにプール全体を除染した。その後、燃料破損による核種は検出されなかったことから、燃料破損による残存汚染はない。
汚染の状況の評価結果は、次のとおりである。ここでは本廃止措置計画の認可申請の近傍時期となる
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時及び、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時を評価時期とする。なお、第２段階の開始時期である令和７年度は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）に対してより減衰していることから評価結果は保守的となる。主な施設の推定汚染分布を図９－１に示す。

1.1 放射化汚染物質
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は 2.5×1013 Bq、主要な放射性核種は H-3、Fe-55、Co-60 等である。また、放射能量が大きい機器は制御材、反射材、ビー
ム実験要素等である。これらの放射化汚染物質は、解体撤去作業及び放射性物質を含む廃棄物の取扱
いにおける放射線業務従事者の被ばく低減のため、時間減衰による放射能の低減を図る。時間減衰による放射能の低減を図るための期間は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）以上とする。原子炉停止
後約 10 年（令和３年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は 1.4×1013 Bq となり、主要な放射性核種は H-3、Ni-63、Co-60 等である。なお、放射化汚染物質の総重量は約 655 t である。

1.2 二次汚染物質
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時の二次汚染物質の推定放射能量は、放射性腐食生成物等による施設・設備の二次汚染では 2.7×107Bq、主要放射性核種は Co-60 であり、また、重水タンク等の内部の二次汚染では 6.4×1010Bq、放射性核種は H-3 である。これらの二次汚染物質についても、放射化汚染物質と同様に、時間減衰による放射能の低減を図る。時間減衰による放射能の低減を図るための期間は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）以上とする。原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経
過時の二次汚染物質の推定放射能量は、放射性腐食生成物等による施設・設備の二次汚染では 1.3×
107Bq であり、重水タンク等の内部の二次汚染では 4.6×1010Bq である。なお、二次汚染物質の総重量は、約 111 t である。

7

007

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
２．汚染の除去の方法
放射化汚染物質については、時間減衰による放射能の低減を図るとともに、放射化汚染を生じている施設・設備の放射化汚染を生じている部分を取り除くための切断、又は放射化汚染を生じている施設・設備全体の解体撤去により、汚染の除去を行う。
二次汚染物質については、時間減衰による放射能の低減を図るとともに、可能な限り、洗浄、拭き取り
等により汚染の除去を行う。
汚染の除去に当たっては、１．汚染の状況に示した汚染の状況の評価結果を勘案し、汚染の除去の方
法及び被ばく低減対策等の安全管理上の措置を検討したうえで実施する。
なお、汚染の除去の方法に係る詳細事項については、第２段階に入るまでに、本廃止措置計画の変更
認可申請を行うことにより示すこととする。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

十 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

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

核燃料物質によって汚染された物（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物）の十（６）核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

廃棄の方法は、以下のとおりである。

核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示されていること。

１．放射性気体廃棄物

なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの廃止措置の第１段階中に発生する放射性気体廃棄物は、施設の運転段階における原子炉停止時の発間は、当該施設の放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されている

生量と同程度であり、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄施設の高性能フィルタでろ過したこと。

後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が「核原料物質又は核燃料物質の精錬の事業に関する

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講

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８月 31 日原子力規制委員会告示第八号。

じることが示されていること。

以下「線量告示」という。）に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放①放射性気体廃棄物の廃棄出する。図 10－１に気体廃棄物の廃棄設備の系統図を示す。

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉廃止措置の第２段階中に発生する放射性気体廃棄物は、主として、切断対象としている放射化汚染物の運転中における取扱いと同様に措置されること。

のうち、炉心タンク、実験設備及びプールライニングの切断に伴う放射性物質があるが、従来の廃棄の方②放射性液体廃棄物の廃棄法と同様、気体廃棄物の廃棄施設の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出すの運転中における取扱いと同様に措置されること。

る。

③放射性固体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射２．放射性液体廃棄物

性物質による汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理

廃止措置の第１段階中に発生する放射性液体廃棄物は、主として手洗水であり、施設の運転段階にお及び保管等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線によける原子炉停止時の発生量と同程度である。

る被ばくを適切に防止できるよう措置された設備等が用いられること。

放射性液体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液貯槽に一時貯留し、また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、

放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては原子力科学研

8

008

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

それらを適切に廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

究所の一般排水溝へ排出する。廃液貯槽に一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出し処理する。図 10－２に液体廃棄物の廃棄
設備の系統図を示す。
廃止措置の第２段階中に発生する放射性液体廃棄物は、主としてコンクリートの湿式切断に伴う廃液、実験利用設備の中性子ビーム設備の重水タンクを洗浄した洗浄水があるが、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液貯槽に一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては原子力科学研究所の一般排水溝へ排出する。廃液貯槽に一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出し処理する。

３．放射性固体廃棄物
廃止措置の第１段階の期間中は、廃止措置に係る解体撤去工事を実施しないが、施設の維持管理に伴う固体廃棄物（以下「維持管理付随廃棄物」という。）が発生する。
廃止措置の第１段階の期間中に発生する維持管理付随廃棄物は、運転段階に発生する廃棄物と同等の発生量となる。維持管理付随廃棄物は、原子炉建家内の廃棄物保管場所で原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に搬出するまでの間保管する。保管に当たっては、維持管理付随廃棄物の収納容器及び測定等の管理を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じたうえで適切に管理する。
廃止措置の第２段階の期間中は、施設・設備の解体撤去によって発生する金属、コンクリート等（以下「解体撤去廃棄物」という。）及び解体撤去工事に伴う付随物等（以下「解体撤去付随廃棄物」という。）が発生する。また、廃止措置の第２段階の期間中においても、残存している施設・設備の維持管理を実施するため、維持管理付随廃棄物が発生する。
廃止措置の第２段階の期間中に発生する維持管理付随廃棄物は、運転段階に発生する廃棄物と同等の発生量となる。維持管理付随廃棄物は、原子炉建家内の廃棄物保管場所で原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に搬出するまでの間保管する。保管に当たっては、維持管理付随廃棄物の収納容器及び測定等の管理を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じたうえで適切に管理する。
廃止措置の第２段階の期間中に発生する解体撤去廃棄物のうち、放射能量が大きい制御材、反射材、格子板、炉心タンク振れ止め用脚（以下「制御材等」という。）は、原則としてプール内に保管し、プールから取出し後は速やかに原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出する。それ以外の解体撤去廃
棄物は、炉室、散乱実験室、付属建家、廃液貯槽室及び排風機室に保管する。ただし、放射化汚染物質
は炉室及び散乱実験室のみとする。なお、「添付書類二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」の 1.2.2(4)一般公衆の被ばくの評価結果から、作業性を考慮し、放射化汚染物質については１m3
容器で 16 個(ドラム缶 80 個)までとし、二次汚染物質のみについては、１m3 容器で 16 個(ドラム缶 80 個)までとする。保管に当たっては、解体撤去廃棄物の収納容器及び測定等の管理を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じたうえで適切に管理する。

9

009

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
廃止措置の第２段階で発生する解体撤去付随廃棄物は、原子炉建家内の廃棄物保管場所で原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に搬出するまでの間保管する。保管に当たっては、解体撤去付随廃棄物の収納容器及び測定等の管理を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じたうえで適切に管理する。
固体廃棄物のうち、放射性物質として扱う必要のあるものは、放射性物質による汚染の程度により区分を行い、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出し、処理した後、保管廃棄施設で保管廃棄する。その際、保管廃棄施設の保管廃棄容量を超えることがないように、解体撤去工事計画の管理を行う。
また、その発生から保管等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止できるように措置する。なお、原子炉等規制法第 61 条の２に基づく放射能濃度についての確認を受け、放射性物質として扱う必要がない物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行う等、放射性固体廃棄物の低減を図る。
廃止措置の第２段階（解体撤去段階）の解体撤去作業において発生する放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の推定発生量を表 10－１に、放射能レベル区分の適用基準を表 10－２に
示す。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

十一 廃止措置の工程

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

廃止措置全体工程表を表 11－１に示す。各工程の概要は、以下のとおりである。

十一（７）廃止措置の工程

廃止措置の工程

原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の(1) 第１段階（原子炉の機能停止、燃料体搬出及び維持管理の段階）

原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に第１段階では、原子炉の機能停止措置、燃料体搬出及び維持管理を行う。また、実験準備室を解体す

長期にわたり実施される。このような廃止措置期間中、原子炉施設の解体る。

撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低原子炉の機能停止措置として、制御材を挿入した状態での固定及び制御設備の駆動部の撤去を実施

減の観点から、保安のために必要な原子炉施設を適切に維持管理しつつ作する。

業が実施されること。

未使用燃料は、米国へ譲り渡す。現在、未使用燃料は新燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚に貯蔵しており、令こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、

和６年度までに搬出し、米国へ譲り渡す。

維持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、第２段階で実施する解体撤去作業及び放射性物質を含む廃棄物の取扱いにおける放射線業務従事者

廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すととの被ばく低減を図るため、施設に残存する放射性物質の放射能を減衰させる。放射能を減衰させる期間

もに、その概要が説明されていること。

は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）以上とし、第 1 段階では、各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備について維持管理を行う。
また、解体撤去で発生する廃棄物の取扱いに関する事前評価のため、試料採取及び分析を行う。

(2) 第２段階（解体撤去段階）
解体撤去工事は、以下の工程で行う。
1) 炉心部（制御材等）及び炉心タンクの撤去

10

010

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
2) 付属建家内、新燃料貯蔵庫等内及び原子炉建家内の施設・設備（No.１プール及び No.２プールを含む。放射性廃棄物の廃棄施設及び性能を維持すべき放射線管理施設を除く。）の解体撤去又は除染
3) 付属建家、新燃料貯蔵庫等及び原子炉建家の放射性廃棄物の廃棄施設等（放射線管理施設のうち、解体撤去対象の放射性廃棄物の廃棄施設に設置されており同時に解体撤去するものを含む。）の解体撤去又は除染
4) 付属建家、新燃料貯蔵庫等及び原子炉建家の管理区域解除
5) 廃液貯槽室内の施設・設備の解体撤去又は除染
6) 廃液貯槽室の管理区域解除
7) 排風機室内の施設・設備の解体撤去又は除染
8) 排風機室の管理区域解除
9) 新燃料貯蔵庫等、原子炉建家、廃液貯槽室、排風機室、排気筒、純水製造装置室及び冷却塔の解体

なお、付属建家については、管理区域解除後、建家を解体せずに一般施設として活用する。付属建家の管理区域は、医療照射等の実験利用に関する分析を実施してきたホット実験室、汚染検査室及び更衣室であるが、これらの管理区域については、記録から汚染の履歴が無いことを確認している。

注）上記（１）から（７）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象
原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事
業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設の許認可上、管理が可能な施設であること。
③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原
11

011

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

子炉施設を廃止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設であること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係るマネジメントシステム

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

（省略）

十二

（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム

廃止措置に係る品質マネジメン

トシステム

原子力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基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。

12

012

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

13

013

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

14

014

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

15

015

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

16

016

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

17

017

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

表 11－１ 廃止措置全体工程表

18

018

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

図５－１ 廃止措置終了後の状態

省略
図９－１ 主な施設の推定汚染分布

19

019

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

20

020

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準
試験炉規則

対象外

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号

第 16 条の 6 第 2 項 前項の申請書には、 （試験研究用等原子炉施設は対象外）
次の各号に掲げる書類又は図面を添付（１）既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることを明しなければならない。

らかにする資料（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること、空白の炉心配

研開炉規則

置図等で燃料が炉心に装荷されていないことが明らかになっていること。

第 111 条第 2 項 前項の申請書には、次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一

既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料

21

021

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

添付書類一 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

一研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図面及び廃止措置に係る工事作業区域図（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図１－１に示す。

研開炉規則

域図

二

（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかにな

廃止措置対象施設の敷地に係る図

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図っていること。

省略
図１－１ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工業作業区域図

22

022

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

添付書類二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

二研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号

１．放射線の被ばく管理～1.2.2 一般公衆の被ばく(変更無し）（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

参考文献(1)～ (9) （変更無し）

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

表２－１～表２－14（２）（変更無し）
図２－１～図２－２（３）（変更無し）

23

023

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

研開炉規則
三

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に、確実に廃棄が行われること、また、廃止措置期間中の平常時における周辺公衆への影響を確認する。
１）廃止措置期間中の放射線管理
廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区
域、保全区域及び周辺監視区域の設定若しくは解除、放射線業務従事者の放射線防護並びに放射性廃棄物の放出管理）が示されていること。
また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る以下のような安全対策が示されていること。
①核燃料物質による汚染の拡散防止策
核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲い、局所フィルタを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体廃棄物について、施設内の給排気系の機能が維持されること。
②被ばく低減対策
核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼吸保護具の着用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じられること。
２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量
廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量が評価されていること。
３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価
原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線による周辺公衆の線量が適切に評価されている
こと。
①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法（以下「気象条件」という。
）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示されていること。

24

024

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和５７年１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日一部改訂。以下「気象指針」という。）に、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法
及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当たっては、
これを参考とする。
なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。
②放射性物質の放出量の算出
平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため、排気系フィルタ等放射性物質除去装置、一時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。
なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮したうえで、評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。
③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、周辺監視区域外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。
ここで、「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措置計画については、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が、原子力規制委員会の定める周辺監視区域外の線量限度を超えない
よう講じられるものであること。さらに、原子炉設置者及び旧原子炉設置者等においては、原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる
限り低く保つための努力が払われていること。
このような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月
２８日原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下「線量評価指針」という。）、旧原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」

25

025

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。
なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があっても、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」としていることに留意する。
④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカ
イシャイン線量の評価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物に起因する直線線量とスカイシャイン線量について被ばく線量が評価されていること。
この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮蔽設計、評価地点までの距離が適切に考慮されていること。
４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討している
こと。

26

026

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

添付書類三 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想

三研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号

定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があつた場合に発生（４）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場することが想定される事故の種類、程合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

度、影響等に関する説明書

廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当た

１．概要
本説明書では、廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等に起因して万一事故が発生し

研開炉規則

っては

たとしても、一般公衆に過度の放射線影響を及ぼすおそれがないことを説明する。なお、想定される事故

四

廃止措置中の過失、機械又は装置の廃止措置期間中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置

は、第１段階（解体撤去をしない期間）と第２段階（解体撤去期間）で異なることからそれぞれの段階につ故障、地震、火災等があった場合に発生の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故

いて評価する。

することが想定される事故の種類、程の種類、程度、影響等を確認する。

度、影響等に関する説明書

１）想定すべき事故

２．評価（第１段階）

核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大となる事故が想定されていること。

2.1 最も影響の大きい事故の選定

２）事故時における周辺公衆の線量評価

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される事故は①気象条件

以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定する。

廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。

(a)放射化汚染物の気中露出

この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射放射化汚染物のうち放射能量が大きい制御材等は、原則としてプール内に設置されている。事故の想性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処定として、何らかの原因（地震等）により、プール水が漏えいし放射化汚染物（原子炉停止後約４年（平成

理方法及び想定事故時の大気拡散の解析方法があり、審査に当たっては、

27 年３月末）経過時の放射化汚染物質であり、推定放射能量 2.5×1013Bq、主要な放射性核種は、H-3、

これを参考とする。

Fe-55、Co-60 等）が気中に露出されるものとする。なお、プールへの給水及び漏えい箇所の補修を想定

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があして評価期間を１週間とする。

っても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としているこ(b)廃棄物の保管中の火災（カートン 40 個）とに

維持管理付随廃棄物を収納したカートンボックスは、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管留意する。

庫に収納する。事故の想定として、カートンボックスを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質が環②放射性物質の放出量

境へ放出されるものとする。廃棄物保管場所の最大容量を考慮したカートンボックス 40 個内の放射性物

放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量:1.1×106Bq）が環境へ放出されるものとする。

ばくへの寄与を考慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。
③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量(c)気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定す

管理区域から発生した粒子状の放射性物質は、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットに蓄積される。事故の想定として、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットが火災により破損し、付着している粒子
状の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量:9.6×105Bq）が環境へ放出されるものとする。

27

027

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

るとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上(d)重水タンク等からの残存重水漏えい

記①の気象条件及び②の放出量を用いて、敷地外の評価地点における、放No.１プール内に設置している、実験利用設備の中性子ビーム設備の重水タンクでは、タンク内の重水

出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。

が原子炉運転中に中性子照射を受け H-3 が生成している。重水タンクに関連する系統からの重水の抜き線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会

取り作業は終了しているが、一部の重水が重水タンク等に残存している。事故の想定として、何らかの原の指針類を審査に当たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があっ

因（誤操作等）により、重水タンク等に残存している重水が漏えいし、重水中に含まれる H-3 が環境へ放た場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等が出されるものとする。重水タンク等に残存している重水中の H-3 の全量（原子炉停止後約４年（平成 27 年

周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクを確認する際の考え方としては、 ３月末）経過時における推定放射能量:6.4×1010Bq）が環境へ放出されるものとする。
「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成３年
７月１８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員(e)その他の災害会一部改訂）解説における事故評価において示された考え方を参考とする。

原子炉施設の設置場所は、海抜約 18m の位置にある。一方、茨城県津波浸水想定(L2 津波)である最

当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線

大遡上高は海抜 12.2m であることから十分な敷地高さを有しているため、津波に起因する事故を想定す

被ばくのリスクを与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示している

る必要はない。また、東海村が公開している洪水・土砂災害ハザードマップより、ＪＲＲ－４が浸水区域にが、当該指針解説では、この基準については、『「著しい放射線被ばくのリ指定されていないことから、洪水に起因する事故を想定する必要はない。また、外部火災、台風、竜巻等

スク」を、事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断すの災害に起因する事故については、上記(a)～(d)の事故の想定が放射化汚染物全ての気中露出、あるいるものである。』とし、『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばは粒子状の放射性物質の全量放出といった最大の想定をしていることから、上記(a)～(d)の事故で想定しくに対する年実効線量限度として、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状ている事故の影響を上回ることはない。

況においては、５年間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ、
単一年にこれよりも高い実効線量が許されることもありうるとなってい以上から、廃止措置期間中の第１段階（解体撤去をしない期間）での一般公衆への被ばく影響が最も大る。これは平常時の放射線被ばくについての考え方であるが、これを発生

きい事故を選定する。

頻度が小さい「事故」の場合にも適用することとし、周辺公衆の実効線量「(a)放射化汚染物の気中露出」については、放射線による事故であり、主要な放射性核種は H-3、の評価値が発生事故当たり５ｍＳｖを超えなければ「リスク」は小さいとFe-55、Co-60 等で放射能量が 2.5×1013Bq である。「(b)廃棄物の保管中の火災」については、放射性物判断する。
』としている。

質の放出による事故であり、放射性核種は Co-60 で放射能量が 1.1×106Bq であり、「(c)気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損」と比べ、放射性物質の放出による事故、放射性核種は同じであるが、放射能量が大きい。「(d)重水タンク等からの残存重水の漏えい」については、放射性物質の放出による事故であるが、放射性核種は H-3 で放射能量が 6.4×1010Bq である。
以上より、「(a)放射化汚染物の気中露出」、「(b)廃棄物の保管中の火災」及び「(d)重水タンク等からの残存重水の漏えい」の事故は、事故の種類、あるいは対象の放射性核種が異なることから、それぞれの事
故を評価する。

2.2～2.4（変更無し）

28

028

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
３．評価（第２段階）

3.1 最も影響の大きい事故の選定
廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される事故は以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定する。

(a)放射化汚染物の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全
放射化汚染物の解体撤去工事では、放射化汚染物の切断作業を行う。切断作業においては、汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用等の措置を行い、切断に伴って発生する粒子状の放射性物質による汚染拡大を防止する。事故の想定として、本作業中に何らかの原因（機器の故障、誤操作等）により、これらの汚染拡大を防止する機器が機能不全となり、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。切断対象として想定する設備は、放射化汚染を生じている部分の切断を行う可能性のある全ての設備（炉心タンク、実験設備、プールライニング、重コンクリート、コンクリート)とし、切断により発生する粒子状の放射性物質の全量（原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過
時の推定放射能量の一部であり、主要な放射性核種は H-3、Fe-55、Co-60 等で放射能量 7.2×1011Bq、
詳細は後述の表３－５（１）を参照）が環境へ放出される想定とする。

(b)廃棄物の保管中の火災
放射化汚染物の切断において発生する粒子状の放射性物質（原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時の 推定 放射能 量の 一部であ り、主 要な放 射 性核種は H-3 、Fe-55 、Co-60 等で放射能量7.2×1011Bq、詳細は後述の 3.2.2 を参照）を捕集した使用済フィルタは、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。一方、廃止措置期間中の解体撤去作業等により発生する可燃性の廃棄物を収納したカートンボックス（原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時の二次汚染物質の推定放射能量であり、放射性核種は Co-60 で放射能量が 1.3×107Bq、詳細は後述の 3.2.2 を参照）についても、同様に、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。事故の想定として、放射化汚
染物の切断において発生した粒子状の放射性物質を捕集した使用済フィルタを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。さらに、火災が、廃止措置期間中の解体撤去作業等により発生する可燃性の廃棄物を収納したカートンボックスに延焼し、カートンボックス内に含まれる放射性物質が環境へ放出される想定とする。切断により発生した粒子状の放射性物質及びカートンボック
ス内の放射性物質の全量が環境へ放出されるものとする。

(c)重水タンク等からの残存重水の漏えい
No.１プール内に設置している、実験利用設備の中性子ビーム設備の重水タンクでは、タンク内の重水が原子炉運転中に中性子照射を受け H-3 が生成している。重水タンクに関連する系統からの重水の抜き

29

029

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
取り作業は終了しているが、一部の重水が重水タンク等に残存している。事故の想定として、何らかの原因（誤操作等）により、重水タンク等に残存している重水が漏えいし、重水中に含まれる H-3 が環境へ放出されるものとする。重水タンク等に残存している重水中の H-3 の全量（原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時における推定放射能量:4.6×1010Bq）が環境へ放出されるものとする。

(d)その他の災害第１段階と同様、津波、洪水に起因する事故を想定する必要はない。また、外部火災、台風、竜巻等の災害についても第１段階と同様、上記(a)～(c)の事故で想定している事故の影響を上回ることはない。

以上から、廃止措置期間中の第２段階（解体撤去期間）での一般公衆への被ばく影響が最も大きい事
故を選定する。
「(b)廃棄物の保管中の火災」による想定では、「(a)放射化汚染物の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全」に加えカートンボックスの火災も含んでいることから「(a)放射化汚染物の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全」を包含する。「(c)重水タンク等からの残存重水の漏えい」についても、「(a)放射化汚染物の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全」により放出される H-3 量と比べ少ないことから「(b)廃棄物の保管中の火災」に包含される。
以上より、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故として、「(b)廃棄物の保管中の火災」を選定する。

3.2 事故時における一般公衆の被ばく評価
3.1 により、最も影響の大きい事故として選定した「廃棄物の保管中の火災」について、一般公衆の被ばく評価は、次のとおりである。

3.2.1 評価条件
①廃棄物の保管中に火災が発生し、保管中の廃棄物中の放射性物質の全量が瞬時に地上放出される。
②放射性物質が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。
③放射化汚染物の切断により発生する粒子状の放射性物質に係る評価対象核種は、実効線量への寄与を考慮したうえで有意な放射能量となる、Co-60、H-3、Fe-55 等の 40 核種を選定する。（表３－５（１）参照）

3.2.2 放出量評価(ｲ)放射化汚染物の切断により発生する粒子状の放射性物質
放射化汚染を生じている部分の切断を行う可能性のある全ての設備について、切断により発生する粒子状の放射性物質の全量が放出するものとする。切断により発生する粒子状の放射性物質の量は、構

30

030

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
造材全体の 12％(2)とする。（切断後のチップが「20cm×20cm×構造材の厚さ」となる切断回数及び切断
カーフ幅 1.2cm と想定し、粒子状の放射性物質の量を切断カーフ幅と切断長から算出することとした場
合、その量は構造材全体の約 12％となる。また、切断が「10cm 間隔のぶつ切り」となる切断回数及び切断カーフ幅 1.2cm と想定した場合も、同様に、粒子状の放射性物質の量は、構造材全体の約 12％となる。）構造材中の放射性物質の量は、添付書類四の 1.2.2 に記載した評価方法により算出し、原子炉停止
後約 10 年（令和３年３月末）経過時の放射能量で評価した。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表３－５（１）に示す。

(ﾛ)カートンボックス内の放射性物質
カートンボックス内に原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時の二次汚染物質の全量が収納され、カートンボックス内の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量が 1.3×107Bq）が放出す
るものとする。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表３－５（２）に示す。

3.2.3～4.3.2（変更無し）

参考文献（変更無し）

表３－１～表３－５（１）（変更無し）

表３－５（２） 第２段階での事故時の放射性物質放出量（カートンボックス内の放射性物質（原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時の二次汚染物質の全
量））

核種名
Co-60

放射能
(Bq)
1.3×107

表３－６（１）～表３－９（変更無し）

31

031

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

表３－11～表３－13（２）（変更無し）

図３－１～図３－14（２）（変更無し）

32

032

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

四研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号

１．残存放射性物質の評価

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
研開炉規則
五

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存す

1.1 概要る放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。放射化汚染物質は、発生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、原子炉の運転履歴

炉心部、炉心タンク等が中性子照射を受けて放射化することにより発生するものである。二次汚染物質

等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。

は、１次冷却水中に溶出した金属の成分が炉心からの中性子照射を受けて放射化したもの等が、施設・設備に付着することにより発生するものに加えて、内部が H-3 を含んだ重水により汚染している重水タンク等がある。
ＪＲＲ－４原子炉施設における放射化汚染物質及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。

1.2 放射化汚染物質

1.2.1 評価対象
放射化汚染物質の評価対象は、原子炉運転による中性子の到達範囲を考慮して、炉心部、炉心タン
ク、No.１プール内の炉心タンク内外の施設・設備、No.１プール、照射室、No.２プール及び散乱実験室とした。

1.2.2 評価方法
放射化汚染物質の評価手順を図４－１に示す。詳細は以下のとおりである。

(1) 中性子束分布の評価
中性子束分布は、連続エネルギーモンテカルロコード「ＭＣＮＰ５」(1)を使用して計算し、各領域における中性子束を算出した。核データライブラリには、ＪＥＮＤＬ３．３(2)を用いた。

(2) 放射化汚染物質の放射能量評価(1)で算出した各領域における中性子束、(3)に示す原子炉運転履歴及び(4)に示す設備の組成データ
を、ＳＣＡＬＥ６．１コードシステム(3)に含まれる燃焼計算コード「ＯＲＩＧＥＮ－Ｓ」に用いて、放射化汚染物質の放射能濃度を算出し、この結果に物量データを用いることにより、放射化汚染物質の放射能量を算出した。

(3) 原子炉運転履歴の考慮
ＪＲＲ－４の炉心部及び炉心タンクは No.１プールと No.２プールとの間を移動可能であ

33

033

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
り、それぞれの位置での原子炉運転履歴があるため、放射化汚染物質の評価においてこれを考慮した。
放射化汚染物質の評価に必要な中性子照射履歴は、各年度について、最大熱出力 3.5MW 運転に換算
した稼働率（以下「最大熱出力換算稼働率」という。）を用いることとした。年度毎の積算熱出力及び最大
熱出力換算稼働率（No.１プール及び No.２プールでの原子炉運転の合算値）を表４－１（１）に、年度毎の積算熱出力及び最大熱出力換算稼働率（No.２プールでの原子炉運転）を表４－１（２）に示す。放射化汚
染物質の放射能量を、実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とするために、各年度における評価上の運転開始時期は、当該年度の最終日から換算運転日数分さかのぼった時点とし、評価上の運
転停止時期は当該年度の最終日とした。本評価条件により、放射化汚染物質の放射能の減衰期間が実際の減衰期間よりも短くなるため、放射化汚染物質の放射能量を実際の放射能量よりも多くなるように保守的な結果を得られる。

(4) 設備の組成データ
放射化汚染物質の評価対象設備の組成データは、測定値、材料証明書及び文献等(4),(5)に基づいて決定した。主要な評価対象設備の元素組成を表４－２に示す。

(5) 評価対象核種
評価対象核種は、「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）別表第一欄第一号の放射能濃度確認対象物に対する第二欄に規定するもの（但し、超ウラン元素の Pu-239、Pu-241 及び Am-241 を除く。）とした。

1.2.3 評価結果
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時における放射化汚染物質の推定放射能量は、2.5×1013Bq、主要な放射性核種は、H-3、Fe-55、Co-60 等である。また、放射能量の大きい機器は、制御材、反射材、ビーム実験要素等である。
放射化汚染物質は、解体撤去作業時の被ばく低減のため、時間減衰による放射能の低減を図る。時間減衰による放射能の低減を図るための期間は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）以上とする。原
子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は 1.4×1013 Bq、放射性
核種は、H-3、Ni-63、Co-60 等である。放射能量が大きい機器は、制御材、反射材、ビーム実験要素等である。
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時及び原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時における放射化汚染物質の推定放射能量を表４－３（１）及び（２）にそれぞれ示す。

34

034

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

また、主要な設備について、原子炉運転停止からの経過時間に対する、放射化汚染物質の推定放射能量の変化を図４－２に示す。

1.3 二次汚染物質

1.3.1 評価対象
一次冷却水と接触している施設・設備において、金属の腐食によって１次冷却水中に溶出した金属の成分が炉心からの中性子を受けて放射化することにより発生した放射性腐食生成物等が、施設・設備の表面に付着することにより二次汚染が生じる。これを考慮し、二次汚染の評価対象は、炉心部、炉心タンク、No.１プール内の炉心タンク内外の施設・設備、No.１プール、No.２プール内の施設・設備、No.２プール、原
子炉冷却系統施設の１次冷却設備のうち１次冷却系、精製系及び排水系、並びに放射性廃棄物の廃棄施設の液体廃棄物廃棄設備の廃液貯槽等とした。また、No.１プール内に設置している、実験利用設備の中性子ビーム設備の重水タンク等は、内部の重水が原子炉運転中に中性子照射を受け H-3 が生成しており、重水の抜き取り作業は終了（抜き取った重水は、ＪＲＲ－３へ搬出）しているが、一部の重水が残存していることから、H-3 により二次汚染が生じている。よって、重水タンク等の内部も評価対象とした。なお、管理区域がある付属建家、新燃料貯蔵庫等、原子炉建家、排風機室及び廃液貯槽室の床等については、汚染が発生することはほとんどないため、評価対象とはしなかった。

1.3.2 評価方法
二次汚染が生じている可能性のある施設・設備について、表面密度及び表面積を用いて二次汚染の評価を行った。二次汚染物質の放射能量評価を、実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とするために、施設・設備の表面密度の最大値に相当する汚染が、二次汚染が生じている可能性のある全ての施設・設備に生じているものとして評価を行った。施設・設備の中で、表面密度が最大となるのは、施設・設備の構造及び過去の点検結果等から一次冷却系ストレーナ No.３であると判断し、内部の表面密度の測定を実施し、その結果を用いて評価を実施した。また、重水タンク等の内部の H-3 による二次汚染については、重水タンク等に残存している全重水量（H-3 全量）が二次汚染に寄与しているものとして評価した。

1.3.3 評価結果
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時における二次汚染物質の推定放射能量は、放射性腐食生成物等による施設・設備の二次汚染では 2.7×107Bq、放射性核種は Co-60 であり、また、重水タンク等の内部の二次汚染では 6.4×1010Bq、放射性核種は H-3 である。
二次汚染物質についても、放射化汚染物質と同様に、解体撤去時の被ばく低減のため、時間減衰によ

35

035

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
る放射能の低減を図る。時間減衰による放射能の低減を図るための期間は、原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）以上とする。原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時における二次汚染物質の推定
放射能量は、放射性腐食生成物等による施設・設備の二次汚染では 1.3×107Bq であり、重水タンク等の内部の二次汚染では 4.6×1010Bq である。
原子炉停止後約４年（平成 27 年３月末）経過時及び原子炉停止後約 10 年（令和３年３月末）経過時における二次汚染物質の推定放射能量を表４－４（１）及び（２）にそれぞれ示す。

参考文献(1) X-5 Monte Carlo Team,MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code,Version 5,

LA-UR-03-1987, 2008.
(2) K. Shibata, et. al.,Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version 3 Revision-3:JENDL-3.3, J.

Nucl. Sci.Technol.39,1125,

2002.

(3) Oak Ridge National Laboratory, Scale: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear
Safety Analysis and Design, ORNL/TM-2005/39,Version 6.1, 2011.
(4) J.C Evans, et. al.,Long-Lived Activation Products in Reactor Materials, NUREG/CR-3474, 1984.

(5) 岸本克己他, 中性子束分布計算に３次元体系を導入したＪＲＲ－２原子炉本体放射化放射能量評価,
JAEA-Tech2005-016, 2005.

36

036

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

37

037

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

38

038

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

39

039

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

40

040

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

41

041

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

42

042

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

43

043

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

44

044

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

添付書類五 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

五研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関す

１．性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間

明書

る説明書

性能維持施設及びその性能を以下に示す。また、その性能を維持すべき期間は、本文 表７－１に示

研開炉規則
六

性能維持施設及びその性能並びに性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能すとおりである。

を維持すべき期間にわたって以下の措置を講ずることが示されているこ

その性能を維持すべき期間に関する説と。

1.1 原子炉本体

明書１）建屋(家)・構築物等の維持管理

原子炉本体の No.１プール内には、制御材、反射体要素、炉心タンク、重水タンク等の放射化汚染物が放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等について設置されており、また、これらの解体撤去後、一部を No.１プール内で保管し、放射線業務従事者及び一は、これらの系統及び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏

般公衆の被ばく低減を図る必要がある。したがって、遮蔽性能を有するプール水を維持するために、No.１

えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管

プールの維持管理を行う。

理すること。
２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

1.2 核燃料物質貯蔵施設

新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあって

核燃料物質貯蔵施設のうち、燃料貯蔵棚は、未臨界を維持し燃料を安全に貯蔵するために必要であは、所要の性能を満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取る。したがって、燃料貯蔵棚の維持管理を行う。また、No.２プールでは、解体撤去後の放射化汚染物の扱設備を維持管理すること。

一部を保管し、放射線業務従事者及び一般公衆の被ばく低減を図る必要がある。したがって、遮蔽性能

また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要を有するプール水を維持するために、No.２プールの維持管理を行う。

な設備を維持管理すること。
３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。

1.3 原子炉冷却系統施設

４）放射線管理施設の維持管理

原子炉冷却系統施設のうち、主冷却管・弁は、プールと接続されていることから遮蔽性能を有するプー

原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理

ル水を維持するために必要である。したがって、主冷却管・弁の維持管理を行う。プール水精製系は、プ

区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については、ール水の水質を維持し、プールライニングの健全性を維持するために必要である。したがって、プール水

適切に維持管理すること。

精製系の維持管理を行う。また、炉室地下ピット排水系は、施設・設備の維持管理及び解体撤去作業で５）解体中に必要なその他の施設の維持管理発生した放射性液体廃棄物を一時的に貯留し、廃液貯槽へ排水するために必要である。したがって、炉①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業

室地下ピット排水系の維持管理を行う。

務従事者の被ばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に

なお、廃止措置の第１段階において、原子炉冷却系統施設のうち性能を維持すべき設備以外の設備で伴い放射性粉じんが発生する可能性のある区域で原子炉施設外への放出のある熱交換器、１次冷却水精製系及び２次冷却設備について、水抜き及び閉止措置を行い、漏えい防止

防止及び他区域への移行の防止のために必要な場合は、換気設備を適切に対策とする。

維持管理すること。
②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合に1.4 原子炉格納施設

は、適切な容量の電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。

原子炉格納施設である原子炉建家は、原子炉建家外への放射性物質の放出量を低減するための障壁③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）について及び放射線遮蔽体として必要である。したがって、原子炉建家の維持管理を行う。

は、適切な機能が確保されるよう維持管理すること。
６）検査・校正

1.5 放射性廃棄物の廃棄施設

45

045

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる

放射性廃棄物の廃棄施設は、管理区域内における汚染拡大を防止し、気体状及び液体状の放射性物措置等については、安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持

質の環境への放出を抑制するために必要である。したがって、気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物

できるよう適切な頻度で検査・校正を行うこと。

の廃棄設備の維持管理を行う。

７）その他の安全対策
原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措

1.6 放射線管理施設

置を講じることが示されていること。

放射線管理施設は、原子炉建家等の内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分

区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理を行うために必要である。したがって、放射線管理施し、保安のための措置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被設の維持管理を行う。

ばくを防止するため、これらの区域に対する立入りを制限する措置を講ずること。

1.7 その他の附属施設②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確

1.1～1.6 以外で、廃止措置期間中の施設の維持に必要なその他の附属施設（給気設備、電気設備のう認するため、解体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリ

ち電灯設備等）についても、保安規定等に基づき気体廃棄物の廃棄対象となる施設の除染が終了するまング及び周辺環境に対する放射線モニタリングを適確に行うこと。

での期間、適切に維持管理を行う。

③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法な接近等を防止する措置を講ずること。

1.8 検査・校正④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理

廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置に用いる設備すること。

は、安全確保上必要な性能及び性能を必要な期間維持できるよう適切な頻度で検査・校正を行う。

また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのないよう適切な防護措置を講じること。

1.9 その他の安全対策○発電用原子炉施設においては、性能維持施設に係る維持管理方法が示さ

1.9.1 管理区域の管理れていること。また、性能維持施設の維持すべき性能が管理区域は、汚染の除去が終了し管理区域を解除するまでの間、保安規定に基づく管理として、区画、・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５標識の設置、出入管理等を行う。

年原子力規制委員会規則第６号）第二章及び第三章
又は1.9.2 周辺環境に放出される放射性物質の管理

・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平解体撤去中の原子炉施設から周辺環境に放出される放射性物質は、従来と同様に保安規定に基づく

成２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章管理を行う。保安規定に基づく管理として、放射性気体廃棄物については、排気設備運転中連続して放の規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。

射性物質の濃度測定を行い、放射性液体廃棄物についても、放出の都度、放射性物質の濃度測定を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近の空気吸収線量率の測定を行う。

○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は、一般的に、試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止、系統の隔離や密1.9.3 核物質防護

閉、試験研究用等原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施され未使用燃料は新燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚に貯蔵中であるため、出入管理等、必要な核物質防護措置る。このような廃止措置期間中、試験研究用等原子炉施設の解体撤去に当を行う。

たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点
46

046

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

から、保安のために必要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつ

1.9.4 火災の防護設備の維持管理

つ作業が実施される必要がある。こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計

保安規定等に基づき、消火器、自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行う。

画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解体撤去工事に着手する
時期及び終了時期を示すために、必要に応じて廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。
また、試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については、試験研究用等原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去
時に試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、
汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

添付書類六 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

六研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

１．廃止措置に要する費用

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説

研開炉規則

明書

七

①廃止措置に要する費用

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置に要する費用の見積り額は、表６－１に示すとおり約 100 億円である。

２．資金調達計画

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。
②資金調達計画

一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画である。

実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され、それを含めた費用の調達方法が明示されていること。

表６－１ 廃止措置に要する費用の見積り額
単位：億円

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

七研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号

廃止措置の実施体制に関する説明

施設解体費

廃棄物処理処分費

合計

約53

約47

約100

添付書類七 廃止措置の実施体制に関する説明書

書（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

１．廃止措置の実施体制

研開炉規則

１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定廃止措置においては、原子力科学研究所原子炉施設設置変更許可申請書及び保安規定に記載された

八

める以下の事項が定められていること。

体制の下で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、廃止措①廃止措置に係る組織置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」という。）の選任及びその選任②廃止措置に係る各職位の職務内容の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において明確にし、廃止措置施設保安主務者に廃書

廃止措置の実施体制に関する説明

47

047

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、そ止措置の保安の監督にあたらせる。

の監督を行う者を選任する際の基本方針が定められていること。
なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）としては、表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６は、発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、廃止措置計画認可の際には実用炉規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており、発電用原子炉が運転されないことから、法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されないこととなる。
（試験研究用等原子炉においても同様とする。）
表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対

以下のいずれかに該当する者

象施設に核イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者

燃料物質がロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有す

存在する場

る者

合

ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子
炉に限る）

廃止措置対

以下のいずれかに該当する者

象施設に核イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者

燃料物質がロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有す

存在しない

る者

場合

ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者

48

048

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

JRR-4 原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

添付書類八 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

八研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

廃止措置に係る品質マネジメント

システムに関する説明書（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

１．廃止措置に係る品質マネジメントシステム

研開炉規則

この項目には以下の記載が明示されていること。

廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係る品質マネジメントシステ

九①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第 1 項並びに試験炉規則第６条の３及び第 15 条第２項に基づき、する品質マネジメントシステムを定めること。

保安規定において、理事長をトップマネジメントとする品質マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マ②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセ

ネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の廃止措置に係る品質マネジメント

システムに関する説明書

スを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・ 一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図
維持・向上を図ることが明示されていること。

る。

③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の

また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管設備の保守等の廃止措置に係る業務が行われることが明示されているこ理を実施する。

と。

「本文六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

49

049

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（ＪＲＲ－２原子炉施設）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

五 解体の対象となる施設及びその解体の方法

第 16 条の 6 法第四十三条の三の二第二 （１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

１．解体の対象となる施設

項の規定により廃止措置計画の認可を受

１）解体する原子炉施設

解体対象施設は、「四 廃止措置の対象となる試験研究用等原子炉施設及びその敷地」に示すとおけようとする者は、廃止しようとする試験

原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原

り、原子炉本体、原子炉建屋、燃料貯蔵庫、実験準備室、制御室、放射性廃液貯槽室、冷却塔及びポ

研究用等原子炉ごとに、次の各号に掲げる

子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制

ンプ室、高架水槽及びポンプ室、水槽、非常用室、排気筒、非常用電源室、管理区域外を除く一般居事項について廃止措置計画を定め、これを委員会の確認を受けたときに、設置の許可は、その効力を失うこととなって室建家、並びにこれらの施設に配置している全ての施設・設備である。

記載した申請書を原子力規制委員会に提いる。

出しなければならない。
五前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、 ２．解体の方法
その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについ

JRR-2 原子炉施設は、原子炉本体、原子炉建屋及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備をて、原子力規制委員会の確認を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみな

除き、平成 15 年度までに解体を終了している。

される。

残存している施設・設備のうち、管理区域内に設置されている施設・設備は、 ｢３．核燃料物質によこうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原る汚染の除去の方法｣に示す方法により解体を行う。管理区域内の施設・設備の解体後、原子炉建法第四十三条の三の三十四第子炉施設については、原子炉施設に係る設置の許可がなされたところによ屋、燃料貯蔵庫、実験準備室、制御室、放射性廃液貯槽室及び一般居室建家は、汚染の状況の確認

二項の規定により廃止措置計画について

り、廃止措置対象施設の範囲を特定するとともに、廃止措置対象施設のうち後、保安規定に定める管理区域を順次解除する。原子炉建屋、燃料貯蔵庫、制御室及び放射性廃液

認可を受けようとする者は、廃止しようと解体の対象となる施設が示されていること。

貯槽室は、管理区域解除後に重機等を用いて解体する。また、一部が倒壊した排気筒については、平研開炉規則
第 111 条する発電用原子炉ごとに、次に掲げる事項

成 24 年度に地上高さ 23m まで解体・補修する。補修後の排気筒は気体廃棄物の廃棄設備の使用終について廃止措置計画を定め、これを記載 ２）解体の方法

了後に、重機等を用いて解体する。解体後、廃止措置を終了してから廃止措置終了確認を受ける。な

した申請書を原子力規制委員会に提出し原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染されお、管理区域外の施設である非常用電源室は、非常用電源がその用途を終了しているため、平成 19

なければならない。

た物又は原子炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求年度に機能を停止し、15ton クレーン室とともに、実験準備室等の放射性廃棄物の廃棄施設の解体

五

められる。

後、平成 24 年度以降の原子炉本体の維持管理期間中に解体を行う。

前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子廃止措置終了後の状態を図 5-1 に示す。

炉にあっては、原子炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用等原子炉にあっては、機能停止措置（原子炉における核分裂の発生能力を除去することにより原子炉の機能を停止させるための措置）が講じられる必要がある。

３．安全対策廃止措置期間中は、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策、並びに原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策を講じ、運転期間中に準じ廃止措置の特徴を考慮した
安全を確保する。

原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤

3.1 汚染の拡大防止対策
汚染の拡大防止対策を考慮に入れた作業計画を立案し、必要に応じて受皿、吸収材、汚染拡大防

1

050

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

去作業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解体撤去時期の検討等により止囲い、高性能フィルタ付局所排気装置及び粉塵収集装置の活用等の措置を行い、汚染の拡大を防解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止措置の進止する。

（2020/4/1 施行）

捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、放射性廃棄物の処理等に関する措置が講じられる必要がある。

3.2 被ばく低減対策

ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体

ALARA の考え方に基づき放射線業務従事者及び一般公衆の被ばくの低減に努める。このため、あ等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能のらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、残存放射性物質及び放射性廃棄物発生

時間的減衰を図るための安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、 量を評価し、作業計画の立案に資する。
長期間をかけて行われる。

特に、炉心部等の高線量箇所及びトリチウムによる高汚染箇所を対象とした作業では、作業方法及こうしたことを踏まえ、び作業手順を十分に検討する。また、必要に応じて適切な遮へい体の設置、遠隔操作の採用、高性〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下の能フィルタ付局所排気装置の使用、並びに防護マスク及び防護衣の着用等により放射線業務従事者

ような段階とその段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の外部及び内部被ばくを低減する。さらに換気設備及び排水設備を適切に用いることにより、気体状の着手要件、完了要件が適切に設定されていること。

及び液体状の放射性物質の施設外への放出を抑制し、一般公衆の被ばく低減を図る。

①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段

3.3 事故防止対策

階

施設・設備の解体にあたっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心か働災害に対する防止対策を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行らすべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするようう。さらに必要に応じて訓練及び試行試験を行い、安全対策の徹底を図る。特に、火災防止対策につな措置が講じられるとともに、燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管され、同いては、次のような措置を講ずる。また、その他の具体的な一般労働災害防止対策として、停電対策、設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬出されること。

感電防止対策、墜落・落下防止対策、爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業の安全対策、有原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該害物質等の安全対策及び地震等、自然事象に対する安全対策を講ずる。

機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されるこ(1) 火災防止対策と。

廃止措置期間中においても、火災警報設備及び消火設備を関係法令に基づき適切に維持管理し、解体の進捗状況に応じて必要な場所に随時配置する。火気を使用する作業では、火気使用届の事前②燃料体搬出後から解体撤去までの段階

提出等の有効な管理手段を講ずるとともに、用いる器材にはできるだけ不燃性又は難燃性材料を使

原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該用する。なお、可燃性廃棄物は、周辺部と隔離した不燃性材料によって囲われた場所に原則として保機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されるこ

管する。

と。
3.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策③解体撤去段階

原子炉建屋及び実験準備室の出入口において施錠管理を行い、JRR-2 原子炉施設の関係者でな

原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染のい者による不法な接近及び侵入を防止する。

適切な除去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われるこ
と。

2

051

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用
済燃料が取り出されていることが、認可の基準となっていることから、申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること。
○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する
間は、使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体について、その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。
あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。
注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験
炉規則、実用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に記載することが必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用等
原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必要な事項が記載されているものとして取り扱う。
なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記
載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

六（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設

性能維持施設六 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設

１．廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理

公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止

平成 16 年度の原子炉本体の維持管理期間の開始時に JRR-2 原子炉施設において残存している措置対象施設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案され各施設・設備のうち、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射た核燃料物質による汚染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順等の措線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減に必要な設備等、廃止措置期間中に性能を維持すべき置との関係において、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設（以下「性能試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）については、解体の各過程に応じて要求さ維持施設」という。）が、廃止措置期間を見通した廃止措置の段階ごとに適れる性能を保安規定に基づき維持することとし、廃止措置期間中の JRR-2 原子炉施設を適切に管理切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的な考え方が

する。

3

052

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごとに示されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

七研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

性能維持施設の位置、構造及び設備

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

並びにその性能並びにその性能を維持す（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能をべき期間維持すべき期間

32 年 12 月 9 日総理府令第 83 号)第 10 条に定める定期事業者検査を行う対象となる、性能維持施（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表 7-1 に示す。

性能維持施設については、｢試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則｣(昭和

研開炉規則

びにそ

七

性能維持施設の位置、構造及び設備の性能並びにその性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここでする場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを解体工事着手前まで

並びにその性能、その性能を維持すべき示される性能維持施設の性能については、性能維持施設が維持すべき機能ごに、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

期間並びに研開炉技術基準規則第二章及とに、その性能を満たすために必要な仕様等（以下単に「必要な仕様等」とび第三章に定めるところにより難い特別いう。
）が示されていること。

の事情がある場合はその内容

また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入

また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点か
ら、専ら廃止措置で使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することが示されていること。
研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設
について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持すること、必要な仕様等を満たすこと等が示されて
いること。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号八（４）核燃料物質の管理及び譲渡し核燃料物質の管理及び譲渡し八 核燃料物質の管理及び譲渡しJRR-2 原子炉施設の燃料要素は、解体着手前に、核燃料物質の貯蔵施設に移動・収納した。その後、順次、米国に再処理のため譲り渡し、平成 13 年度に全ての燃料要素の譲渡しを終了した。

廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡されること等を示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済燃料の処分の方法」に従い、適切な譲渡し等の措置が示されており、核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確認する。
① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
4

053

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。
② 核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。
③ 核燃料物質の搬出、輸送
核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられること。
④ 核燃料物質の譲渡し先○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号の規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

九（５）核燃料物質による汚染の除去

核燃料物質による汚染の除去

九 核燃料物質による汚染の除去

１．汚染の状況

廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前

原子炉本体は、原子炉運転中に中性子照射を受けたことから、放射化汚染している。また、原子炉

評価結果、

本体及び原子炉建屋は、放射性腐食生成物及び核分裂生成物の他に一次冷却材である重水の放射汚染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。

化に起因するトリチウムにより二次汚染している。管理区域である燃料貯蔵庫、実験準備室及び放射性廃液貯槽室には、二次汚染が存在する可能性がある。なお、二次汚染が多く残存していた原子炉
冷却系統施設は、平成 15 年度までに解体が全て終了している。
残存する放射性物質の評価結果は、次のとおりである。なお、「本文四 ４．廃止措置計画の概要」に示したように原子炉本体及び原子炉建屋等の解体開始の具体的な時期を明示できないことから、ここでは本廃止措置計画の認可申請の近傍時期となる、原子炉の運転停止から 10 年後(平成 18 年 12月)を評価時期とした。

1.1 放射化汚染物質
評価対象は、原子炉本体(炉心部に収納している計測制御系統施設の制御材を含む)であり、放射化汚染物質の推定放射能量は 4.7×1013 Bq、主要放射性核種はトリチウム及び 60Co である。また、放射化汚染物質の放射能量及び濃度が、最も大きい機器は制御材である。

1.2 二次汚染物質
評価対象は、原子炉本体、原子炉建屋、気体及び液体廃棄物の廃棄設備等であり、二次汚染物質の推定放射能量は 8.2×1011 Bq である。二次汚染物質では原子炉建屋の放射能量が最も大きく、主

5

054

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
要放射性核種はトリチウムである。

２．汚染の除去の方法
原子炉本体、原子炉建屋及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備以外の施設・設備は、汚染の拡大防止及び被ばく低減の措置を講じて解体撤去することにより、平成 15 年度までに汚染の除去を終了している。
残存している施設・設備(原子炉本体、原子炉建屋及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備)
における汚染の除去は、埋設施設において廃棄物の受入れが可能であることを確認後、図 9-1 に示す汚染の除去の主要手順に沿って、表 9-1 に示す核燃料物質による汚染の除去の工事方法に基づき、主として解体撤去することにより実施する。なお、解体物の取扱いに関する事前評価のため、必要に応じて試料採取及び分析を行う。
原子炉本体の維持管理期間中には、図 9-2 に示す汚染の除去の主要手順に沿って、表 9-2 に示す
核燃料物質による汚染の除去の工事方法に基づき、原子炉本体の維持管理に影響のない放射性廃
棄物の廃棄施設の一部及び実験準備室等の汚染の除去を行う。また、同表に示すようにその他の工事として JRR-2 原子炉施設において原子炉等規制法第 61 条の 2 に従った放射能濃度の確認申請を行うための事前評価として、原子炉建屋内に一時保管している一次冷却系統設備等の解体物からの試料採取を行う。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

十（６）核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

十 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
核燃料物質によって汚染された物(放射性気体、液体及び固体廃棄物)の廃棄の方法は、それぞれ以下のとおりである。

廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示されていること。

１．放射性気体廃棄物

なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間発生する放射性気体廃棄物は、原子炉本体の重水タンク等及び原子炉建屋の重水ポンプ室等のは、当該施設の放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されているこ

解体作業、並びに原子炉建屋の通常換気に伴って放出するトリチウム、さらに原子炉本体の解体等、と。

放射化及び二次汚染した金属及びコンクリートの切断等を伴う作業において発生する放射性塵埃であ

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じる。

ることが示されていること。

放射性気体廃棄物は、発生作業において汚染拡大防止囲い、粉塵収集装置及び高性能フィルタ付①放射性気体廃棄物の廃棄

局所排気装置等を必要に応じて設置して処理するとともに、従来どおり JRR-2 原子炉施設の排気系

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉のの高性能フィルタでろ過した後、スタックダストモニタ等により放射性物質の濃度が、｢試験研究の用に運転中における取扱いと同様に措置されること。

供する原子炉等の設置、運転等に関する規則等の規定に基づき、線量限度等を定める告示｣(昭和 63②放射性液体廃棄物の廃棄

年 7 月 26 日科学技術庁告示第 20 号。以下｢線量限度等告示｣という。)に定める排気中の濃度限度以原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。

運転中における取扱いと同様に措置されること。
6

055

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）③放射性固体廃棄物の廃棄

２．放射性液体廃棄物（2020/4/1 施行）
原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性発生する放射性液体廃棄物は、重水タンク等に残留している重水、重水タンク等の水中切断及び生物質による汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理及び体遮蔽層コンクリートの湿式切断等に伴う廃液、並びに各解体作業時に発生する解体付随廃液であ保管等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばる。

くを適切に防止できるよう措置された設備等が用いられること。

放射性液体廃棄物は、従来どおり JRR-2 原子炉施設の廃棄液用タンクに一時貯留、又は容器に収

また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、そ納する。廃棄液用タンクに一時貯留した物は、放射性物質の濃度を確認し、線量限度等告示に定める

れらを適切に廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

排水中の濃度限度以下のものについては、JRR-2 原子炉施設の排水設備から一般排水溝へ排出する。容器に収納した物及び廃棄液用タンクに一時貯留した物のうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出して処理処分、又は JRR-2 原子炉施設
において固化処置を行い、３に示す放射性固体廃棄物として処理を行う。

３．放射性固体廃棄物発生する放射性固体廃棄物は、原子炉本体及び原子炉建屋等の施設・設備の解体によって主に発生する金属(重水タンク、熱遮蔽層等)、コンクリート(生体遮蔽層等)、解体付随物等である。
解体した施設・設備及び解体付随物は、材質、性状及び放射能レベルに応じて区分し、放射性物質として扱う必要のある物は、放射性固体廃棄物として原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場で必要に応じて処理した後、保管廃棄施設で保管廃棄する。なお、保管廃棄施設からの、埋設施設への払出し計画等を勘案したうえで、保管廃棄施設の保管容量を超えることがないように、解体計画の管理を行う。

４．放射性廃棄物の廃棄等
平成 16 年度以降の原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間における核燃料物質によって汚染された物(放射性気体、液体及び固体廃棄物)及び放射性物質として扱う必要のない物の発生量及び処理処分方法等は、以下のとおりである。処理処分等の流れを
図 10-1 に示す。

4.1 放射性気体廃棄物
4.1.1 発生量
(1) 放射性希ガス、ヨウ素及び塵埃
原子炉の運転を行わないこと及び燃料要素の搬出が既に終了していることから放射性希ガス及びヨウ素は発生しない。また、原子炉本体の解体等、放射性塵埃を発生する又はそのおそれがある作業では、必要に応じて汚染拡大防止囲い、粉塵収集装置及び高性能フィルタ付局所排気装置を設置するとともに、JRR-2 原子炉施設の排気系の高性能フィルタでろ過するので、放射性塵埃の施設外への

7

056

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
放出は十分低い値となる。
(2) トリチウム
重水を一次冷却材として使用していたため、解体作業の有無に関わらず、原子炉建屋の換気に伴ってトリチウムを放出する。これは、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示す原子炉建屋コンク
リート等に含まれるトリチウムに起因するものである。それに加え、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間には、重水タンク等に少量ではあるが残存していると考えられる重水等の影響により、解体作業によってもトリチウムを放出する可能性がある。
原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間におけるトリチウム
年間放出量を、平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体期間における実績 1)～7)を考慮して、それぞれ次のように推定した。また、年間放出量に基づき推定した、原子炉本体の維持管理期間から原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間までの全期間におけるトリチウム放出量を表 10-1 に示す。
1) 原子炉本体の維持管理期間
原子炉建屋の換気に伴うトリチウム放出のみを想定し、その年間放出量を2.4×1011 Bq/yと推定した。
2) 原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間
原子炉建屋の管理区域解除までの期間は、原子炉建屋の換気に伴うトリチウム放出量(2.4×1011
Bq/y)に加え、解体作業に伴う最大年間放出量を 1.2×1012 Bq/y と推定して、その合計として 1.5×1012
Bq/y を放出するものとした。

4.1.2 処理処分
放射性気体廃棄物は、従来どおり JRR-2 原子炉施設の排気系の高性能フィルタでろ過した後、スタックダストモニタ等により放射性物質の濃度が線量限度等告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。

4.2 放射性液体廃棄物
4.2.1 発生量
発生する放射性液体廃棄物は、重水タンク等に残留している重水、重水タンク等の水中切断及び生体遮蔽層コンクリートの湿式切断等に伴う廃液、並びに各解体作業時に発生する解体付随廃液である。JRR-2 における重水の放射能濃度測定実績 8)、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示す
施設・設備の汚染状況、平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体期間における実績、並びに他施設における実績等 9)に基づき推定した、原子炉本体の維持管理期間から原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間までの全期間における発生量を表 10-2 に

8

057

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）示す。

4.2.2 処理処分
放射性液体廃棄物は、従来どおりJRR-2 原子炉施設の廃棄液用タンクに一時貯留、又は容器に収納する。廃棄液用タンクに一時貯留した物は、放射性物質の濃度を確認し、線量限度等告示に定める
排水中の濃度限度以下のものについては、JRR-2 原子炉施設の排水設備から一般排水溝へ排出する。容器に収納した物及び廃棄液用タンクに一時貯留した物のうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出して処理処分、又はJRR-2 原子炉施設
において固化処置を行い、4.3 に示す放射性固体廃棄物として処理を行う。

4.3 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要のない物
4.3.1 発生量
平成 16 年度以降の原子炉本体の維持管理期間時に残存している管理区域内の施設・設備のうち、主として原子炉建屋内の物が、放射性固体廃棄物又は放射性物質として扱う必要のない物となり、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体時に発生する。放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要のない物の推定発生量を表 10-3、放射能レベル区分の適用基準を表 10-4 に示す。放射性固体廃棄物については、2.3.2 に示すように原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場の保管廃棄施設
で保管廃棄した後、埋設施設における処分等を考慮しているため、「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分に係る放射能濃度上限値について」(平成 19 年 5 月原子力安全委員会決定)に示された考え方等を参考にした放射能レベル区分を想定し、推定発生量を評価した。
放射性固体廃棄物は、全て低レベル放射性廃棄物であり、さらにその中で、比較的放射能レベルの高い物としては制御材があり、放射能レベルの低い物としては重水タンク、熱遮蔽層(熱遮蔽板)、中央
実験孔、垂直実験孔及び水平実験孔等がある。また、放射能レベルの極めて低い物としては生体遮
蔽層及び重水ポンプ室コンクリート、解体付随物等があり、放射性物質として扱う必要のない物としては重水ポンプ室を除く原子炉建屋コンクリート等がある。なお、各施設・設備の放射能レベル区分は、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示す評価結果に基づき推定した。

4.3.2 処理処分等
解体した施設・設備及び解体付随物は、材質、性状及び放射能レベルに応じて区分し、放射性物質として扱う必要のある物は、放射性固体廃棄物として原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場で必要に応じて処理した後、保管廃棄施設で保管廃棄する。なお、保管廃棄施設からの、埋設施設への払出し計画等を勘案したうえで、保管廃棄施設の保管容量を超えることがないように、解体計画の管理を行う。また、原子炉等規制法第 61 条の 2 に従って放射能濃度の確認申請を行い、放射性物質とし

9

058

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）て扱う必要のない物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行う。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

十一（７）廃止措置の工程

廃止措置の工程十一 廃止措置の工程
JRR-2 原子炉施設の廃止措置全体工程を表 11-1 に示す。各工程の概要は、以下のとおりである。

原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原 (1) 解体の着手
子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期

原子炉の運転停止後、全ての燃料要素を核燃料物質の貯蔵施設に移動・収納した状態で、平成 9にわたり実施される。このような廃止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に

年 5 月 9 日に｢核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の一部を改正する法律｣(平当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点

成 17 年 5 月 20 日法律第 44 号)による改正前の｢核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関すから、保安のために必要な原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施さる法律｣(昭和 32 年 6 月 10 日法律第 166 号。以下「原子炉等規制法」という。)第 38 条第 1 項に基づくれること。

解体届を届け出し、平成 9 年 8 月に解体に着手した。

こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維 (2) 原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体
持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止

原子炉本体、原子炉建屋及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備以外の施設・設備は、解体措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、 に着手してから 7 年をかけて、平成 15 年度までに解体を終了した。主な実施項目は次のとおりであ
その概要が説明されていること。

る。なお、燃料要素については、米国への譲渡しを平成 13 年度までに全て終了している。
・原子炉の機能停止及び冷却材の抜取り(平成 9 年度及び平成 10 年度)
・原子炉本体の密閉等(平成 10 年度及び平成 11 年度)
・原子炉冷却系統施設の解体等(平成 12 年度～平成 15 年度)(3) 原子炉本体の維持管理
原子炉本体は、平成 16 年度以降安全に維持管理している。また、原子炉建屋及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備についても同様に維持管理を行っているが、原子炉本体の維持管理に影響のない放射性廃棄物の廃棄施設の一部等については、解体を行う。
(4) 原子炉本体及び原子炉建屋等の解体
埋設施設において廃棄物の受入れが可能であることを確認してから、原子炉本体の解体を開始する。原子炉本体の解体後、原子炉建屋等に残存する施設・設備の解体を進め、放射性廃棄物を適切に処理処分し、汚染の状況等を確認したうえで管理区域を解除する。管理区域の解除後、原子炉建屋等は解体し、廃止措置を終了してから原子炉等規制法第 43 条の 3 の 2 第 3 項において準用する同法第 12 条の 6 第 8 項に基づく廃止措置の終了の確認を受ける。

注）上記（１）から（７）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
10

059

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）
において管理をする場合、当該施設の許認可上、管理が可能な施設であること。
③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事
業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設で
あること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

十二（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム

廃止措置に係る品質マネジメント

システム

十二 廃止措置に係るマネジメントシステム

省略

原子力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基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された
品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められて
いること。
参考文献
1) 東海研究所保健物理部他：保健物理―管理と研究―No.40(1997 年度), JAERI-Review 98-015(1998)
2) 日本原子力研究所東海研究所保健物理部他：保健物理―管理と研究―No.41(1998 年度), JAERIReview 2000-001 (2000)
3) 日本原子力研究所東海研究所保健物理部他：保健物理―研究と管理―No.42(1999 年度), JAERIReview 2001-007 (2001)
4) 日本原子力研究所東海研究所保健物理部他：保健物理―研究と管理―No.43(2000 年度), JAERI-

11

060

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
Review 2001-041 (2001)
5) 日本原子力研究所東海研究所保健物理部他：保健物理―研究と管理―No.44(2001 年度), JAERIReview 2002-036 (2002)
6) 日本原子力研究所東海研究所保健物理部他：保健物理―研究と管理―No.45(2002 年度), JAERIReview 2003-034 (2003)
7) 東海研究所保健物理部他：保健物理―研究と管理―No.46(2003 年度), JAERI-Review 2004-024(2004)
8) 研究炉部：平成 9 年度研究炉部年報(運転・利用と研究・技術開発), JAERI-Review 98-027 (1999)
9) 柳原敏 田中貢 氏原紀雄：”JPDR 解体計画における炉内構造物切断のためのプラズマアーク切断技術の開発”, 日本原子力学会誌 Vol.30, No.3 (1988)

12

061

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

13

062

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

14

063

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

15

064

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

16

065

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

17

066

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

18

067

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

19

068

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

20

069

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

21

070

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

22

071

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

23

072

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

24

073

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

25

074

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

26

075

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

27

076

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

28

077

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

29

078

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

30

079

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

31

080

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

32

081

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

33

082

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準
試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号

第 16 条の 6 第 2 項 前項の申請書には、（試験研究用等原子炉施設は対象外）

次の各号に掲げる書類又は図面を添付し（１）既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることを明らなければならない。

かにする資料（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること、空白の炉心配置

研開炉規則

図等で燃料が炉心に装荷されていないことが明らかになっていること。

第 111 条第 2 項 前項の申請書には、次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一

既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

一研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号

廃止措置対象施設の敷地に係る図面

添付書類一及び廃止措置に係る工事作業区域図（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域

研開炉規則

図

二

（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかになっ

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図ていること。

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図1-1に示す。

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

34

083

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

35

084

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

添付書類二

二

研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号（2020/4/1 施行）
廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書
研開炉規則
三

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態

１．放射線の被ばく管理（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理

1.1 放射線管理の下に、確実に廃棄が行われること、また、廃止措置期間中の平常時におけ廃止措置期間中の作業環境の放射線監視、被ばく管理、放射線業務従事者の出入り及び搬出物

る周辺公衆への影響を確認する。

品管理、管理区域の設定及び解除並びに周辺環境の放射線監視等、放射線管理は、原子力科学研

１）廃止措置期間中の放射線管理

究所原子炉施設保安規定(以下｢保安規定｣という。)に基づいて実施し、法令又は保安規定で定める基廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物 準値を超えないようにする。
の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区域、解体工事にあたっては、随時、必要な放射線モニタリングを実施するとともに作業方法等の評価を保全区域及び周辺監視区域の設定若しくは解除、放射線業務従事者の放射線行い、必要に応じて作業方法及び放射線防護方法の改善等の適切な措置を講じ、放射線業務従事者

防護並びに放射性廃棄物の放出管理）が示されていること。

の被ばくの低減を図る。そのために必要とされる放射線管理用測定装置、エリアモニタ、スタックダスト

また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃 モニタ等の放射線管理施設の維持管理を行う。
棄に係る以下のような安全対策が示されていること。
①核燃料物質による汚染の拡散防止策

1.1.1 作業環境の放射線監視

核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲 (1) 線量当量率
い、局所フィルタを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体

管理区域内の線量当量率は、ガンマ線エリアモニタにより放射線レベルの監視を行う。放射線業務

廃棄物について、施設内の給排気系の機能が維持されること。

従事者が頻繁に立ち入る場所については、定期的に線量当量率を測定し、異常のないことを確認す②被ばく低減対策る。

核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼解体に伴って、遮へい状況の変化、放射性廃棄物の移動又は特殊な作業の実施がある場合、その吸保護具の着用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講

都度線量当量率を測定し、安全確保のために必要な措置を講ずる。

じられること。

(2) 表面汚染

２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量

放射線業務従事者が頻繁に立ち入る場所の管理区域内の床における放射性物質の表面密度は、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量 定期的に定点をスミヤ法によって測定し、異常のないことを確認する。また、表面汚染の発生するおそが評価されていること。

れのある作業等を行う場合は、必要に応じてサーベイ法を併用して汚染の管理を行う。

３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価(3) 空気汚染

原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物

管理区域内の空気中放射性物質の濃度は、ダストモニタ等によって作業中連続して監視する。

の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接汚染機器、配管の切断等の空気汚染の発生するおそれのある作業を行う場合には、必要に応じて線及びスカイシャイン線による周辺公衆の線量が適切に評価されているこ汚染拡大防止囲いを設置するとともに、移動型ダストモニタを適宜配置し、作業環境の空気中放射性と。

物質の濃度を連続監視する。

①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起 1.1.2 被ばく管理
36

085

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
因する周辺公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法（以下「気象条件」という。）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示されていること。

作業を実施するにあたっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射線防護方
法(防護具の使用等)、モニタリング方法等を決定し、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。
解体工事中の個人の外部被ばく線量は、ガラスバッジ、ポケット線量計等で測定する。内部被ばく線

この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気量は、必要に応じてホ－ルボディカウンタ又はバイオアッセイにより測定する。また、作業を実施する前象指針」（昭和５７年１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２に計画線量を設定し、適宜、線量の実績値と比較して、放射線業務従事者の線量限度を超えないよう

９日一部改訂。以下「気象指針」という。）に、大気中における放射性物質のに管理する。

拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当たっては、これ

1.1.3 放射線業務従事者の出入り及び搬出物品管理を参考とする。

(1) 出入り管理

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

放射線業務従事者に対しては、作業開始前に当該作業について指示及び教育訓練を行い、管理区
域内遵守事項を徹底させ作業の安全を図る。
管理区域に立ち入るときは、個人線量計及び防護衣等の作業上必要な防護具を着用させ作業を行②放射性物質の放出量の算出

う。また、管理区域から退出するときは、ハンドフットクロスモニタ等によって身体表面及び衣服の汚染

平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴検査を行い、放射線業務従事者の被ばく防護、管理区域外への汚染の拡大防止を図る。汚染が検出

い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のためされた場合は、汚染除去等必要な措置を行う。

に廃止措置期間中の作業等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため、排気系(2) 搬出物品管理

フィルタ等放射性物質除去装置、一時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。

管理区域から物品を搬出するときは、放射性物質の表面密度を測定記録し、保安規定に定める基準を超えた物品を持ち出さないよう管理する。

なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮した
うえで、評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。

1.1.4 管理区域の設定及び解除③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量(1) 管理区域の設定

評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定する

解体工事の進捗に伴って既存の管理区域以外の区域における空気中放射性物質濃度又は表面密とともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の度等が法令に定める値を超えるか、又は超えるおそれがある場合は、対象区域を保安規定に基づき気象条件及び②の放出量を用いて、周辺監視区域外の評価地点における、放一時的な管理区域として設定する。設定した管理区域は、壁、さく等の区画物によって区画するほか、

出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。

標識を設けることによって明らかに他の場所と区別する等の措置を講じる。

ここで、「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措置計画については、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置
が、原子力規制委員会の定める周辺監視区域外の線量限度を超えないよう講(2) 管理区域の解除(1)で設定した管理区域の空気中放射性物質濃度又は表面密度等が法令に定める値以下であることを確認した場合には、解体状況等を考慮してその設定を解除する。

じられるものであること。さらに、原子炉設置者及び旧原子炉設置者等においては、原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保1.1.5 周辺環境の放射線監視

つための努力が払われていること。

(1) 平常時における放射線監視

このような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用周辺監視区域外の線量が、法令に定める値を超えないようにし、これを確認するため、放出放射性

軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２

物質の量及び気象条件に基づいて周辺監視区域外の被ばく評価(1.2 参照)を行う。また、モニタリング

37

086

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
８日原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂） ポストにより空気吸収線量率の監視を行う。
（以下「線量評価指針」という。）、旧原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員(2) 異常時における放射線監視
万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて敷地周辺の放射線測定を行うとともに、環境試料の採取・測定等を行う。

会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。
なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があっても、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」としていることに留意する。

1.2 被ばく評価
平成 16 年度以降の原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間における放射線業務従事者及び一般公衆の被ばく評価は、以下のとおりである。

④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカ
イシャイン線量の評価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射1.2.1 放射線業務従事者の被ばく性固体廃棄物に起因する直線線量とスカイシャイン線量について被ばく線(1) 原子炉本体の維持管理期間

量が評価されていること。

原子炉本体の維持管理期間中は、原子炉本体の維持管理に影響のない放射性廃棄物の廃棄施設

この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性 の一部及び実験準備室等の解体を行うとともに、その他の工事として、JRR-2 原子炉施設において固体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮｢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 6 月 10 日法律第 166 号。以蔽設計、評価地点までの距離が適切に考慮されていること。

下｢原子炉等規制法｣という。)第 61 条の 2 に従った放射能濃度の確認申請を行うための事前評価とし４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量て、原子炉建屋内に一時保管している一次冷却系統設備等の解体物からの試料採取を行う。この解廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価 体作業及び試料採取作業における外部被ばくによる集団実効線量は、個別作業毎に推定した平均線
し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討しているこ

量当量率と作業人工数の積により算出した個別作業毎の集団実効線量について、全作業分として和と。

をとることにより評価した。また、個別作業毎の平均線量当量率及び作業人工数の推定は、運転期間中の保守・整備、並びに平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体における作業経験に基づき推定した。その結果、作業全体での外部被ばくによる推定集
団実効線量は 6.0 人･mSv となり、平均線量当量率及び作業人工数はそれぞれ 0.5μSv/h 及び 1.1×
104 人･h と推定した。なお、内部被ばくについては、必要に応じて防護マスク及び防護衣を用いること、
さらに平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体における実績 1)から判断して、外部被ばくと比較して十分小さいと推定した。作業毎の集団実効線量の推定を
表 2-1 に示す。
(2) 原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間
原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間においては、原子炉本体、原子炉建屋及び放射性廃液貯槽室等の施設・設備の解体・管理区域解除を行う。これらの工事における外部被ばくによる集団実
効線量は、(1)と同様の手順で評価を行った。また、個別作業毎の平均線量当量率及び作業人工数の推定は、(1)と同様の項目の他に、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示す施設・設備の汚染状況、他施設における実績 2)に基づき推定した。その結果、工事全体での外部被ばくによる推定集団
実効線量は 9.1×102 人･mSvとなり、平均線量当量率及び作業人工数はそれぞれ 11μSv/h及び 8.6

38

087

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
×104 人・hと推定した。なお、内部被ばくについては、必要に応じて防護マスク及び防護衣を用いること、さらに平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等以外の施設・設備の解体における実績から判断して、外部被ばくと比較して十分小さいと推定した。作業毎の集団実効線量の推定を表 2-2 に示す。

1.2.2 一般公衆の被ばく(1) 放射性気体廃棄物の放出による被ばく
1) 放射性希ガス、ヨウ素及び塵埃による被ばく
JRR-2 原子炉施設では、「本文十 4.1.1 発生量」に示すように放射性希ガス及びヨウ素を、原子炉の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間において発生しないため、両期間共、放射性希ガス及びヨウ素による一般公衆の被ばくは発生しない。また、「本文十 4.1.1 発生量」に示すように放射性塵埃の放出は十分に低い値となるため、原子炉本体の維持管理期間、並びに原
子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間共、放射性塵埃による一般公衆の被ばくは極めてわずかである。
2) トリチウムによる被ばく① 評価方法「本文十 4.1.1 発生量」に示すように、原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間においてJRR-2 原子炉施設ではトリチウムを放出する。このため、両期間におけるトリチウムによる一般公衆の被ばくを、それぞれ次のように計算する。なお、両期間における評価方法は、｢a．計算条件のイ．年間放出量｣以外は、計算条件及び計算方法共、同じである。
a． 計算条件
イ．年間放出量
原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間におけるトリチ
ウム年間放出量を、「本文十 4.1.1 発生量」に示す推定値とする。したがって、原子炉本体の維持管
理期間では 2.4×1011 Bq/y、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間(原子炉建屋の管理区域解除後は除く)では 1.5×1012 Bq/yとなり、それぞれ連続的に放出するものとする。
ロ．放出源の有効高さ
放出源の有効高さは、排気筒の地上高さ及び吹上げ高さに排気筒の基部の標高と評価地点の標高の差を加えたものを使用する。排気筒の吹上げ高さは、次式により求める。なお、JRR-2 原子炉施設の排気筒の地上高さは、安全評価上最低限必要な 20m 及び平成 23 年 3 月 11 日の東北地
方太平洋沖地震によって一部倒壊したため補修後の高さ 23m とした。

ΔH = 3・W・D／U

39

088

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
ΔH：吹上げ高さ (m)W：排気筒の吹出し速度 (1.0m/s)
D：排気筒の出口直径 (2.8m)
U：風速 (m/s）
ハ． 気象条件
JRR-2 の廃止措置計画における平常時の被ばく評価に用いる気象条件については、原子力科学
研究所敷地内において観測した 2006 年 1 月から 2010 年 12 月までのものを使用する。各値は、｢発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針｣(平成 13 年 3 月原子力安全委員会決定。以下｢気象指針｣という。)に基づき、1 年毎に求めたものを 5 年間平均して用いる。使用した気象条件を添付
書類三｢３．原子力科学研究所における 2006 年 1 月から 2010 年 12 月までの気象条件｣に示す。
ニ． 実効線量の評価地点
実効線量の評価は、方位毎の周辺監視区域境界外の陸側地点のうち、年平均地表空気中濃度が最大となる地点で行う。
b．計算方法イ．年平均地表空気中濃度
トリチウムの年平均地表空気中濃度は、気象指針に示された基本拡散式に基づいて計算する。
なお、着目方位及びその隣接方位の寄与については、それぞれの方位の気象データを用いる。
ロ．実効線量の計算
トリチウムによる内部被ばく実効線量は、次式を用いて計算する。
HT = 365・K4・X・Ma・k
HT：年間の内部被ばく実効線量(μSv/y)
365：年間日数への換算係数(d/y)
K4：トリチウムの吸入摂取による実効線量係数(1.8×10-5μSv/Bq3))
X：年平均地表空気中濃度(Bq/cm3)
Ma：呼吸率(2.22×107cm3/d)
k：皮膚浸透による摂取量の増加係数(1.54))② 評価結果JRR-2 原子炉施設の地上高さ 23mの排気筒から放出するトリチウムによる年平均地表空気中濃度は、排気筒の南西方向 540mの地点で最大となる。その濃度及び実効線量は、原子炉本体の維持

40

089

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
管理期間において 2.9×10－8 Bq/cm3、6.4×10－3μSv/yと推定し、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間の最大で 1.8×10－7 Bq/cm3、4.0×10－2 μSv/yと推定した。また、排気筒高さ 20mから放出するトリチウムによる濃度が最大となる地点は排気筒高さ 23mと同様である。その濃度及び実効線
量は、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間において、2.1×10－7 Bq/cm3、4.6×10－2μSv/yであり、原子炉本体の維持管理期間では、トリチウム放出量が減少するため、原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間よりも年平均地表空気中濃度及び実効線量は小さくなる。
それぞれの排気筒高さから両期間において算出した実効線量は、平成 21 年 3 月 11 日に原子炉等規制法第 26 条第 1 項に基づく原子炉設置変更許可(許可番号：20 諸文科科第 2058 号)を受けた
原子力科学研究所の原子炉設置許可申請書(以下｢原子炉設置許可申請書｣という。)の添付書類 9に記載している、JRR-2 原子炉施設から放出するトリチウムによる実効線量 5.4×10－2 μSv/yより小
さい値となった。
(2) 放射性液体廃棄物の放出による被ばく
放射性液体廃棄物については、固化処置を行う一部の物(残留重水等)を除き、原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間共、JRR-2 原子炉施設の排水設備から放出又は原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理したのち放出することになる。環境中に放出される放射能量は、「本文 表 10-2」に示すように最大でも原子炉設置許可申請書の添付
書類 9 において放射性液体廃棄物による被ばく評価に用いている年間最大放出量の約 3 桁下と極めて小さい。よって、同添付書類 9 に記載している平常運転時における液体廃棄物中の放射性物質による実効線量約 5.4μSv/yを超えることはない。
(3) 放射性固体廃棄物による被ばく
解体に伴って発生する放射性固体廃棄物は、放射性廃棄物処理場へ搬出するまでの間、原子炉建屋内に一時保管することから、このときの直接線及びスカイシャイン線による一般公衆の被ばく線量を推定した。評価条件を表 2-3 に示す。
1) 直接線
原子炉建屋内に一時保管した放射性固体廃棄物からの直接線による空間放射線量を、原子炉建屋壁を考慮して点減衰核積分コード｢QAD｣5)を用いて計算した。その結果、JRR-2 原子炉建屋から最も近い周辺監視区域境界(原子炉建屋から西方向 320m の地点)における直接線による空間放射線量を、空気カーマ率で 4.3×10－2μGy/y と推定した。
2) スカイシャイン線
原子炉建屋内に一時保管した放射性固体廃棄物からのスカイシャイン線による空間放射線量を、
点減衰核積分コード｢QAD｣及びガンマ線 1 回散乱線計算コード｢G33｣5)を用いて計算した。その結果、
JRR-2 原子炉建屋から最も近い周辺監視区域境界(原子炉建屋から西方向 320m の地点)におけるスカイシャイン線による空間放射線量を、空気カーマ率で 2.6μGy/y と推定した。

41

090

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
3) 直接線及びスカイシャイン線による被ばく
原子炉建屋内に一時保管した放射性固体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン線による評価地点における推定空間放射線量は、空気カーマ率で合計 2.7μGy/yとなる。
(4) 総合評価
1) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物による被ばく
廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物からの一般公衆の被ばくは、それぞれ原子炉設置許可申請書の添付書類 9 に記載している平常運転時における実効線量よりも小さく、事業所全体の評価に影響を与えるものではない。したがって、｢発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣(昭和 50 年 5 月原子力委員会決定[平成 13 年 3 月原子力安全委員会一部改訂])で示された、施設周辺の一般公衆の受ける線量についての目標値 50μSv/yより小さい値となる。
2) 放射性固体廃棄物による被ばく
原子炉建屋内に一時保管した放射性固体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン線による評価地
点における推定空間放射線量は、空気カーマ率で合計 2.7μGy/y となり、原子力安全委員会原子炉
安全基準専門部会報告書｢発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について｣(平成元年 3 月[平成 13 年 3 月一部改訂])で示された 50μGy/y より小さい値となった。

42

091

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 2-1 放射線業務従事者の推定集団実効線量(原子炉本体の維持管理期間)
工事件名

作業人工

平均

集団
実効線量

C

U

(人･h)

線量当量率
(μSv/h)(人･mSv)

9.3×103

2.4×10-1

2.2×100

1.8×1032.1×100

3.8×100

1.1×104

5.4×10-1U

放射性廃棄物の廃棄施設の一部並びに実験準備室及び一般居室建家(管理区域内のみ)の施設・設備の解体撤
去・管理区域解除
一時保管している一次冷却系統等の解体物からの試料
採取
合計

P

6.0×100

UP

P

表 2-2 放射線業務従事者の推定集団実効線量(原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間)
工事件名

作業人工

平均

集団

C

U

(人･h)

線量当量率
(μSv/h)(人･mSv)

原子炉本体の解体撤去

6.5×104

1.4×101

9.0×102

原子炉建屋等の施設・設備の1.8×104

2.5×10-1

4.5×100

3.1×103

4.0×10-1

1.2×100

1.1×101

9.1×102

解体撤去・管理区域解除

実効線量U

放射性廃液貯槽室の施設・設備の解体撤去・管理区域

P

P

P

P

P

P

解除
合計

8.6×104
U

43

092

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 2-3 放射性固体廃棄物による被ばく評価に用いた計算条件
項目
種類*2
放射性核種*3線源*1

条件
熱遮蔽層(熱遮蔽板)の
解体物
60
Co

放射能濃度*4

2.8×105Bq/g

重量

約 17ton
箱形容器

形状

0.9m×約 0.9m[高さ])遮へい容器

原子炉建屋天井*5

原子炉建屋壁*6
評価地点
*1
*2

*3
*4
*5
*6

(内寸法：約 0.9m×約

遮へい

約 0.24m厚さの鉄個数及び配置30 個(平積み)

一時保管場所

原子炉建屋 1 階

材質

鉄

厚さ

4.5×10－3m

密度7.80×103kg/m3

材質

コンクリート

厚さ

0.3m

密度

2.15×103kg/m3

JRR-2 原子炉建屋から最も近い周辺監視区域境界(原子炉建屋から西方向 320mの地点)

評価期間1年
添付書類四｢4.2 放射化汚染物質｣参照。原子炉運転停止から 10 年後(平成 18 年 12 月)における放射能量により評価を行う。
最も放射能量が大きい制御材は、解体後、速やかに原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に搬出する。したがって、制御材を除く機器で 60Coの放射能量が最も大きく、解体後、原子炉建屋内に一時保管する可能性のある 熱遮蔽層(熱遮蔽板)を線源とした。
60
Coを除く主要核種が、ガンマ線を放出しない 55Fe及び 63Niであるため、
60
Coの放射能濃度により評価した。
最大放射能濃度を全量に適用した。
スカイシャイン線評価において考慮。
直接線評価において考慮。

44

093

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

添付書類三

三

研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号（2020/4/1 施行）
廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があつた場合に発生す（４）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定されるることが想定される事故の種類、程度、影に発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

事故の種類、程度、影響等に関する説明書

響等に関する説明書

廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当た

研開炉規則

っては

四

廃止措置中の過失、機械又は装置の廃止措置期間中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置の平成 16 年度以降の原子炉本体の維持管理期間、 並びに原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期

故障、地震、火災等があった場合に発生す

工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の間において、JRR-2 原子炉施設は適切に維持管理を実施するため、事故を想定することは困難であるることが想定される事故の種類、程度、影種類、程度、影響等を確認する。

が、ここでは、最も影響の大きい事故としてトリチウムの環境放出を伴う残留重水の漏えい事故を選定

響等に関する説明書

１）想定すべき事故

して、一般公衆の被ばくの評価を行った。その評価は、以下のとおりであり、一般公衆に対して著しい

１．概要

核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大被ばくのリスクを与えないことは明らかである。

となる事故が想定されていること。
２）事故時における周辺公衆の線量評価

２．評価

①気象条件

2.1 最も影響の大きい事故の選定

廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等による原子炉の事故評価は、次のとおりである。次の評価から、一般公衆が被ばくを受ける可能性のある最も影響の大きい事故として、トリチ

この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射性 ウムの環境放出を伴う残留重水の漏えい事故を選定して、一般公衆の被ばく評価を行うこととする。
物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方
法及び想定事故時の大気拡散の解析方法があり、審査に当たっては、これを参考とする。

(1) 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等
JRR-2 原子炉施設では、平成 11 年度までに一次冷却材として使用していた重水をカナダへ搬出し、なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっ

平成 15 年度までにトリチウムにより汚染した原子炉冷却系統施設等の解体を適切に実施し終了するてとともに、平成 13 年度までに全燃料要素を再処理のために米国へ譲渡し済であり、原子炉施設の潜も、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていること

在的な危険性は低下している。したがって、原子炉本体の維持管理期間、並びに原子炉本体及び原に子炉建屋等の解体期間において、一般公衆に影響を与える事故を想定することは困難であるが、原留意する。

子炉本体の重水タンク等には重水が少量残留していると考えられることから、重水の漏えい事故が発②放射性物質の放出量

生した場合、トリチウムの環境放出を生じる可能性がある。なお、重水を取り扱う可能性のある作業で放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばは、運転期間中の保守・整備、並びに平成 15 年度までに終了している原子炉本体及び原子炉建屋等くへの寄与を考慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。

以外の施設・設備の解体における作業経験に基づき、受皿、吸収材、汚染拡大防止囲い及び高性能③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量

フィルタ付局所排気装置の活用等、重水漏えい防止対策及び空気汚染の拡大防止対策を十分に行っ評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定する て作業を進める。
とともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、敷地外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。

(2) 地震原子炉施設では、各施設・設備について安全設計上の重要度に応じた耐震クラスを設定し、それぞれに応じた設計地震力に対して十分な耐震性を有する設計を行っている。また、解体にあたっては、

45

094

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の 解体する施設・設備の耐震クラスと耐震設計を考慮して、必要な強度を確保して作業を進める。したが指針類を審査に当たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場って、廃止措置期間中において、地震に起因する事故を想定する必要はない。

合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等が周辺公(3) 火災衆に与える放射線被ばくのリスクを確認する際の考え方としては、「水冷却各施設・設備の解体にあたっては、次の要素を組み合わせた措置を講じるので、廃止措置期間中に型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成３年７月１８

おいて、火災に起因する事故を想定する必要はない。

日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改

1) 解体に用いる各器材には、できるだけ不燃性又は難燃性材料を用いる。なお、解体対象となる各訂）解説における事故評価において示された考え方を参考とする。
当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが、当該指針解説では、この基準については、『「著しい放射線被ばくのリスク」
を、事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断するもので施設・設備は、できるだけ不燃性又は難燃性材料を用いて製作している。
2) 火災が発生した場合、早期に感知して消火を行うため、適切な火災警報設備及び消火設備を、解体の進捗状況に応じて必要な場所に随時配置する。
3) 原子炉施設内の各区域は、必要に応じて隣接する区域の火災の影響を緩和できる構造となって
いる。

ある。
』とし、
『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばくに対する(4) その他の災害

年実効線量限度として、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状況においては、

1) 台風

５年間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ、単一年にこれより原子炉施設は、「建築基準法」(昭和 25 年 5 月 24 日法律第 201 号)に定める基準に従って、風荷も高い実効線量が許されることもありうるとなっている。これは平常時の放重に対する設計が行われている。また、各施設・設備の解体にあたっても、原子炉建屋等は、その解射線被ばくについての考え方であるが、これを発生頻度が小さい「事故」の体まで適切に維持管理し、必要な強度を確保する。したがって、廃止措置期間中において、台風等の場合にも適用することとし、周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり

風に起因する事故を想定する必要はない。

５ｍＳｖを超えなければ「リスク」は小さいと判断する。』としている。

2) 津波及び洪水
原子炉施設の設置場所は、十分な敷地高さを有するとともに、河川及び海からの十分な距離を有しており、原子炉施設が洪水及び津波の影響を受けることはないものと考えられる。したがって、廃止
措置期間中において、津波及び洪水に起因する事故を想定する必要はない。

2.2 重水漏えい事故時の一般公衆の被ばく評価
2.1 により最も影響の大きな事故として選定した、トリチウムの環境放出を伴う残留重水の漏えい事故における、一般公衆の受ける被ばく評価は次のとおりである。

2.2.1 評価方法
(1) 前提条件
1) 原子炉本体の解体時に回収した重水を収納した容器を、クレーンを用いて移動中に落下破損し、原子炉建屋 1 階に重水が漏えいするものとする。
2) 重水中のトリチウム濃度は 5.0×107 Bq/cm3 とし、漏えい量は 0.1m3 とする。
3) 漏えいした重水は瞬時に全量が蒸発し、原子炉建屋(容積 1.0×104 m3)内が 5.0×102 Bq/cm3 のト
リチウム濃度で均一に汚染するものとする。

46

095

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
4) 原子炉建屋の換気は停止しないものとして、漏えいから 5 時間後までに、漏えいした重水に含まれる全トリチウム(5.0×1012 Bq)が、原子炉建屋の空気とともに地上放出するものとする。
(2) 計算方法
1) 相対濃度(χ／Q)
トリチウムによる被ばく計算に必要な相対濃度(χ／Q)は、2006 年 1 月から 2010 年 12 月の 5 年間の風向、風速及び大気安定度の観測値を基に出現頻度からみて、めったに遭遇しない大気拡散状態を推定し、｢発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針｣(平成 13 年 3 月原子力安全委員会決定)に示された方法に従って、次のようにして求める。
① χ／Q は、毎時刻の気象データと実効放出継続時間をもとに、方位別に敷地境界外で最大となる着目地点について求める。
② 着目地点のχ／Q は、毎時刻の相対濃度を 5 年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97％にあたるχ／Q とする。
③ 被ばく線量計算に用いるχ／Q は、②で求めた相対濃度のうち陸側方位で最大の値を使用する。
JRR-2 原子炉施設から計算地点までの距離及び方位別によるχ／Q の計算結果を表 2-1 に、累積出現頻度を図 2-1 に示す。
2) 実効線量
トリチウムによる内部被ばく実効線量は、次式により求める。

HH = KH・MA・Q・(χ／Q)・k

HH：トリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量(mSv)
KH：トリチウムの呼吸摂取による実効線量への換算係数(1.8×10－8mSv/Bq1))
MA ：成人の活動時の呼吸率(1.2m3/h)
Q：トリチウム放出量(Bq)(χ／Q)：相対濃度(h/m3)
k：皮膚浸透による摂取量の増加係数(1.52))

2.2.2 評価結果
想定した事故に伴って大気中に放出されるトリチウムによる敷地境界外における実効線量は、排気筒の西南西 380m の地点で最大となり、その評価値は 1.8×10－2mSv となる。｢水冷却型試験研究用
原子炉施設の安全評価に関する審査指針｣(平成 3 年 7 月原子力安全委員会決定 [平成 13 年 3 月

47

096

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
一部改訂])に示された「著しい放射線被ばくのリスク」の判断基準である 5mSv が、廃止措置中の原子炉施設においても目安となると考えられ、評価値は 5mSv と比較して十分に小さいことから、一般公衆に対する著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。

３．原子力科学研究所における 2006 年 1 月から 2010 年 12 月までの気象条件
3.1 敷地での気象観測
原子炉施設の周辺環境に放出される放射性廃棄物による一般公衆の線量評価に使用する気象資料を得るために、敷地内に気象指針に基づき気象観測設備を配置し、風向、風速、日射量、放射収支量等を観測している。
観測点の状況を次に示す。また、観測項目、気象測器、観測高等を表 3-1 に示す。
(1) 排気筒高さ付近を代表する風向、風速の観測点
敷地ほぼ中央の平坦地の露場(標高 22m、気象観測塔址の南約 60m)にパンザマストを設置し、地上 10m の高さ位置に風向風速計を配置した。また、情報交流棟屋上(気象観測塔址の南西約 60m)及び高架水槽上(気象観測塔址の南西約 270m)にポールを設置し、それぞれ露場を基準とする地上
20m、40m の高さ位置に風向風速計を配置した。これらにより、原子炉施設の排気筒高さ付近の風向
風速の観測を行っている。
(2) 地上風を代表する観測点(1)で述べた露場に設置した地上 10m での風向風速の観測値を、敷地を代表する地上風の資料とする。
(3) 大気安定度を求めるための風速、日射量及び放射収支量の観測点
風速は(2)の地上風を代表する観測点で測定した風速を使用する。日射量及び放射収支量は、露場に配置した気象測器による観測値を使用する。
(4) 大気温度
地上 1.5m で観測した気温を使用する。
(5) 気象測器の検定
気象測器のうち、気象庁の検定対象のものについては、検定合格品を使用し、定期的に点検校正を行っている。

3.2 敷地における観測結果
安全解析に使用する気象データは、2006 年 1 月から 2010 年 12 月までの 5 年間とし、その観測結果を次に示す。なお、観測結果をまとめるにあたり、同時刻の風向、風速(着目高及び地上)、日射量及び放射収支量のうち、いずれか 1 つでも欠測した場合には、その時刻の測定値を欠測として扱い集計した。各年の地上 10m、20m、40m における欠測率は最大でも 1.0%であり、気象指針で求められている

48

097

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
基準値以下であった。

3.2.1 風向
(1) 風向出現頻度
2006 年～2010 年の各年の風向頻度及び静穏出現頻度の地上 10m、20m、40m における 5 年平均値を図 3-1 に示す。地上 20m については西北西及び北東の風が卓越していることがわかる。5 年平均の年風向頻度を地上 20m についてみると、西～北西の 3 方位の合計が 33％(西北西 16％)、北北東～東北東の 3 方位の合計が 33％(北東 15％)となる。
(2) 低風速の風向出現頻度
地上 10m、20m、40m における低風速時(0.5～2.0m/s)の風向頻度の 5 年平均値を図 3-2 に示す。
地上 20m については西～北西の出現頻度が高い。

3.2.2 風速(1) 平均風速
地上 10m、20m、40m のそれぞれにおける 5 年間の月平均風速を図 3-3 に示す。年平均風速は、地上 10m、20m、40m でそれぞれ 1.8m/s、2.7m/s、4.2m/s である。
(2) 風速階級別出現頻度
地上 10m、20m、40m のそれぞれについての 5 年平均の風速階級別による年間出現頻度を図 3-4 に示す。最も高い頻度を示す風速階級は、地上 10m では 1～2m/s 未満で 35％、地上 20m では同じく 1～2m/s 未満で 32％、地上 40m では 3～4m/s 未満で 23％程度である。
(3) 静穏継続時間出現回数及び静穏時間
地上 10m、20m、40m における静穏(風速 0.5m/s 未満)継続時間の出現回数及び静穏時間を表 3-2に示す。観測高が高くなるほど静穏の継続時間及び静穏時間が短くなる。
(4) 風向別風速
地上 10m、20m、40m における風向別による年平均風速を図 3-5 に示す。
地上 10m、20m、40m それぞれについての風向別による風速出現頻度を図 3-6(1)～(3)に示す。

3.2.3 大気安定度
大気安定度は、地上 10m の風速(敷地を代表する地上風)と日射量又は放射収支量を基に決定する。なお、中間安定度 A-B は B に、B-C は C に、C-D は D に、また、G は F に含めて統計処理を行う。
(1) 大気安定度出現頻度
年間及び 5 年平均の大気安定度の出現頻度を図 3-7 に示す。年により多少異なるが、5 年平均で

49

098

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
見ると不安定(A～C 型)が 28％、中立(D 型)が 46％、安定(E～F 型)が 26％である。
5 年平均の月別による大気安定度の出現頻度を図 3-8 に示す。夏季は D 型が高く、冬季は F 型が高い。
(2) 大気安定度別による継続時間出現回数
5 年平均の大気安定度の継続時間の出現回数を表 3-3 に示す。不安定(A、B、C 型)は長くとも 11
時間程度であるが、中立(D 型)及び安定(E、F 型)の場合には 15 時間以上継続する場合もある。

3.3 安全解析に使用する気象条件
3.3.1 観測期間の気象データの代表性の検討
安全解析に使用する気象データは 2006 年～2010 年の 5 年間に得られた全データの平均であり、気象状態を代表しているものと考えられるが、念のため 2006 年～2010 年のそれぞれの年が長期間の気象状態を代表しているものかどうかについて検定を行った。
検定項目は、年間の風向頻度及び風速階級とし、11 年間の敷地内の気象データを用いて、不良標本の棄却検定に関する F 分布検定により行った。
本検定では、11 年のうちから選んだ 1 年を注目する標本年とし、残りの 10 年を他の標本年として、棄却検定値を求め、有意水準 5％にて棄却検定する。
検定の結果を表 3-4、表 3-5 に示す。同表中の＊印が棄却データである。2006 年～2010 年の各年において棄却された項目は、風向 5 項目、風速階級 0 項目であり、同 5 年間の各年が残りの 10 年と比して特に多いということではない。したがって、安全解析に使用した 2006 年～2010 年の各年の気象データは、長期間の気象状態を代表していると判断される。

3.3.2 放出源の有効高さ
原子力科学研究所の場合、原子炉施設周辺の地形はほぼ平坦であることから原子炉施設の平常運転時に排気筒より周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の線量を評価するために行う
大気拡散計算では、放出源の有効高さとして、排気筒の地上高さに排気筒基部と評価地点との標高差及び吹上げ高さを加えたものを使用する。排気筒から周辺監視区域境界までの距離及び有効高さを表 3-6 に示す。なお、放出源の評価地点における有効高さは、それぞれの方位における周辺監視区
域地点の有効高さを用いる。

3.3.3 平常運転時の被ばく評価に使用する気象条件
原子力科学研究所の原子炉施設の平常運転時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価のための気象データとしては、2006 年 1 月から 2010 年 12 月の 5 年間の風向、風速及び大気安定度のデータを基に、気象指針に示された方法に従って 1 年ごとに計算した 5 年分の統計量

50

099

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）の平均を使用する。地上 20m についての風向出現頻度及び風向別大気安定度出現回数を表 3-7 に、
風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均を表 3-8 に示す。

参考文献（変更なし）

表 2-1（変更なし）

51

100

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

52

101

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

53

102

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

54

103

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

55

104

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

56

105

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

57

106

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

58

107

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

59

108

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

60

109

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

61

110

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

62

111

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

63

112

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

64

113

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

65

114

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

66

115

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

67

116

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

68

117

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

69

118

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

添付書類四

四

研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号（2020/4/1 施行）
核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
研開炉規則
五

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存す
る放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発１．残存放射性物質の評価生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、原子炉の運転履歴等を1.1 概要基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。

原子炉施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けることができる。放射化汚染物質は、炉心内及び炉心周辺部に設置されている放射線遮蔽体等の機器が中性子照射を受けて放射化することにより発生し、残存するものである。二次汚染物質は、放射化した腐食生成物等が機器に付着することにより、施設内に残存するものである。JRR-2 原子炉施設における放射化及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。なお、「本文十 4.2 放射性液体廃棄物」において評価している重水タンクにおける残留重水、及び平成 16 年度の原子炉本体の維持管理開始時に既に解体が終了していた施設・設備(原子炉冷却系統施設等)は、本章における評価の対象外とした。

1.2 放射化汚染物質
1.2.1 評価方法
放射化汚染物質の評価は、原子炉本体(炉心部に収納している計測制御系統施設の制御材を含む)を対象として、次のように中性子束分布及び放射能量の計算を行って評価した 1)。評価手順を図 11 に示す。
(1) 中性子束分布
一次元Sn輸送コ－ド｢ANISN｣2)を用いて、三次元輸送計算用縮約群定数を求め、この群定数を用いて、三次元Sn輸送コ－ド｢TORT｣3)により中性子束を求めた。なお、核データファイルには、｢ENDF/BⅥ｣4)を用いた。
(2) 放射能量(1)に従って求めた中性子束分布、図面等に基づき算出した機器重量及び体積等の物量データ、次に示す原子炉運転履歴、機器の元素組成等を用いて燃焼計算コード｢ORIGEN｣5),6)により、原子炉本体の各機器の放射化汚染物質による放射能濃度を求め、さらに機器重量との積により放射能量を評価した。
1) 原子炉運転履歴
原子炉の全運転期間を 12 区分に分割したものを、放射化汚染物質評価用の原子炉の運転履歴とした。区分した運転期間、並びに各運転期間及び累積の積算出力を表 1-1 に示す。
2) 機器の元素組成

70

119

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
制御材、重水タンク及び放射線遮蔽体等の主要機器は、カドミウム、ステンレス鋼、アルミニウム
合金、重コンクリ－ト等で構成される。これらの機器等に生成される放射性核種のうち、評価対象核種は、解体時期を考慮して半減期の比較的長いトリチウム、 54Mn、 55Fe、 60Co、 63Ni、 65Zn、 133Ba、
134

Cs､154Eu等とした。計算に用いる放射性物質の親元素の存在量は、測定値、材料証明書及び文献

7)等に基づいて決定した。計算に用いた主要機器の元素組成を表 1-2 に示す。

1.2.2 評価結果
表 1-3 に主要機器における原子炉運転停止から 10 年後(平成 18 年 12 月)の核種別放射化汚染物
質の推定放射能量、図 1-2 に主要機器における放射化汚染物質の放射能量の冷却期間に対する変化をそれぞれ示す。評価の結果、本廃止措置計画の認可申請の近傍時期となる、原子炉運転停止から 10 年後で放射化汚染物質の総放射能量は 4.7×1013 Bqと推定され、主要放射性核種はトリチウム及び 60Coである。また、そのときに放射化汚染物質の放射能量及び濃度が最も大きい機器は、制御材である。

1.3 二次汚染物質
1.3.1 評価方法
二次汚染物質の評価は、原子炉本体の重水タンク、熱遮蔽層、生体遮蔽層及び実験設備、原子炉
建屋、並びに気体及び液体廃棄物の廃棄設備等を対象とした。対象機器のうち、コンクリートについて
は重量及び放射能濃度、金属については汚染面積及び表面密度を用いた。なお、評価時期は、原子炉運転停止から 10 年後(平成 18 年 12 月)とした。
重量及び汚染面積は、対象機器の図面及び現場調査に基づき算出した。また、放射能濃度及び表
面密度は、生体遮蔽層、一次冷却系、重水ドレン系、熱遮蔽系及び原子炉建屋の使用履歴、測定値
及び日常の維持管理状況等 8)～12)を考慮して推定した。なお、放射性腐食生成物及び核分裂生成物の他に、一次冷却材である重水の放射化に起因するトリチウムによる二次汚染も考慮している。

1.3.2 評価結果
対象機器の重量又は汚染面積、放射能濃度又は表面密度、並びに二次汚染物質の推定放射能量を表 1-4 に示す。評価の結果、原子炉運転停止から 10 年後の二次汚染物質の放射能量は、原子炉
本体(生体遮蔽層、重水タンク、熱遮蔽層及び実験設備)、原子炉建屋でそれぞれ 1.4×1011 Bq、6.8×1011 Bqと推定され、気体及び液体廃棄物の廃棄設備等を含めた総放射能量は 8.2×1011 Bqである。また、そのときの主要放射性核種はトリチウムである。

71

120

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

参考文献
1) 岸本克己 有金賢次：中性子束分布計算に 3 次元体系を導入したJRR-2 原子炉本体放射化放射能量評価, JAERI-Tech 2005-016 (2005)
2) W.W.Engle Jr：A User’s Manual for ANISN, A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Codewith Anisotropic Scattering, K-1693 (1967)
3) W.A.Rhoades, D.B.Simpson ： The TORT Three-Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon
Transport Code, ORNL-TM-13221 (1997)
4) P.F. Rose：ENDF-201 ENDF/B-VI Summary Documentation, BNL-NCS-17541 4th Ed. (1991)
5) Bell, M.J.：ORIGEN-The ORNL Isotope Generation and Depletion Code, ORNL-4628 (1973)
6) 助川武則 畠山睦夫 柳原敏：原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究),
JAERI-Tech 2001-058 (2001)
7) J.C.Evans, et al：Long-Lived Activation Products in Reactor Materials, NUREG/CR-3474 (1984)
8) JRR-2 管理課：JRR-2 の運転と利用の成果, JAERI-Tech 94-014(1994)9) 岸本克己 有金賢次他：”JRR-2 の解体におけるトリチウムの取扱いについて”, ｢トリチウム安全理工学｣専門研究会報告書 (2002)10) 日本原子力研究所：日本原子力研究所東海研究所JRR-2 原子炉施設の解体進捗状況について(平成 13 年度第 4 四半期分及び平成 13 年度分), 14 原研 20 第 10 号 (2002)
11) 独立行政法人原子力安全基盤機構：平成 15 年度発電用原子炉廃止措置工事環境影響評価技術調査(研究開発段階発電用原子炉施設の廃止措置に係る調査)に関する報告書 (2004)
12) 独立行政法人原子力安全基盤機構：平成 16 年度発電用原子炉廃止措置工事環境影響評価技術調査(研究開発段階発電用原子炉施設の廃止措置に係る調査)に関する報告書 (2005)

72

121

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

73

122

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

表 1-2 主要機器の元素組成
制御材被覆
元素

部
[SUS304]

重水タンク[Al100]熱遮蔽層（熱遮蔽板）

生体遮蔽層[重コンクリート]密度(kg/m3)[SUS304L]

3.6×103

5.5×103

H-1

－

－

－

4.5×10-1

4.3×10-1

H-2

－

－

－

6.8×10-5

6.5×10-5Li

1.3×10-5

1.0×10-4

1.3×10-5

1.6×10-4

2.0×10-3

B

－

－

－

－

8.1×10-1

C

6.8×10-2

1.0×10-2

1.5×10-2－

2.7×100

N

4.5×10-2－

4.5×10-2

1.2×10-2

1.2×10-2
8.7×100

O

－

－

－

3.2×101

Na

9.7×10-4－

9.7×10-4－

7.4×10-1

Mg－

8.0×10-3－

9.5×10-2

6.3×10-2

Al－

1.0×102－2.8×10-1

1.7×10-1

Si

3.5×10-1

9.0×10-2

5.0×10-1

2.7×100

1.3×100

P

3.5×10-1－

2.0×10-2－

8.6×10-2

S

5.0×10-2－

1.5×10-2

1.2×101

4.3×10-1

Cl

7.0×10-3－

7.0×10-3

4.5×10-3

4.5×10-3

K

3.0×10-4－

3.0×10-4－

7.5×10-1

Ca

1.9×10-3

1.0×10-3

1.9×10-3

3.6×100

3.7×100Sc

3.0×10-6－

3.0×10-6

6.5×10-4

6.5×10-4

Ti

6.0×10-1

4.7×10-3

6.0×10-1

2.1×10-1

7.0×10-1

Cr

1.9×101－

1.9×101

7.8×10-3

1.3×10-1

Mn

1.1×100

3.0×10-3

1.0×100

3.8×10-2

1.7×10-1

Fe

7.0×101

2.4×10-1

6.8×101

2.9×10-1

8.1×101

Co

2.0×10-1

1.0×10-3

1.5×10-1

7.3×10-4

8.0×10-3

Ni

9.0×100

3.4×10-3

1.1×101

2.5×10-3

1.1×10-1

Cu－

5.0×10-3

－

－

－

Zn

4.6×10-2

7.0×10-3

4.6×10-2

7.5×10-3

7.5×10-3

Nb

1.6×10-2－

8.9×10-3

4.3×10-4

4.3×10-4

Mo

2.6×10-1－

2.6×10-1

1.0×10-3

2.2×10-2Ag

2.0×10-4

1.0×10-3

2.0×10-4

1.7×10-5

4.2×10-4

Cd－

3.0×10-4

－

－

－

Sn

－

－

－

7.0×10-4

7.0×10-4

Cs

3.0×10-5－

3.0×10-5

1.3×10-4

1.3×10-4

Ba

5.0×10-2－

5.0×10-2

4.8×101

9.5×10-2

注）表中の「－」は、放射化汚染物質の放射能量計算において当該元素が存在しないものとしたことを示す。

74

123

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

表 1-3 核種別放射化汚染物質の推定放射能量(単位：Bq、原子炉運転停止から 10 年後)
機器
制御材
核種

熱遮蔽層
(熱遮蔽板)

水平実験孔

遮蔽層(生体遮蔽体)

重水タンク

その他

合計

3H

1.4×1010 1.4×1010 7.8×1012

7.0×1010 1.4×1012

8.6×1012 1.8×1013

14C

3.2×109

3.6×109

1.4×109

4.8×1081.2×105

1.6×108

8.9×10936Cl

2.2×108

2.7×108

1.1×1087.2×107－

1.9×107

6.9×10839Ar

7.1×105

2.9×106

9.7×107

1.1×107

1.2×104

1.2×106

1.1×10841Ca

7.6×105

8.6×105

1.9×108

6.8×108

9.7×106

1.2×108

1.0×109

51Cr

－

－

－

－

－

－

－

54Mn

6.2×107

5.2×107

2.7×107

3.1×105

2.6×105

5.5×105

1.4×10855Fe

6.5×1012 1.9×1012 3.9×1011

3.6×1010 1.1×1011

2.8×1011 9.2×1012

59Fe

－

－

－

－

－

－

－

58Co

－

－

－

－

－

－

－

60Co

1.1×1013

3.8×1012

3.1×1011

1.0×1010

3.3×1011

2.1×1011

1.6×1013

59Ni

2.4×1010 3.6×1010

7.7×108

7.5×106

1.6×108

5.4×108 6.2×1010

63Ni

1.4×1012 1.8×1012 4.4×1010

3.9×108

9.4×109

3.3×1010 3.4×1012

65Zn

4.9×106

1.3×106

4.9×1078.9×104

3.1×106

5.0×107

1.1×108

93Zr

1.3×102

3.3×102

6.4×101

1.3×100－－

5.3×102

94Nb

5.9×107

4.2×107

3.3×106

6.7×105－

4.4×103

1.1×10893Mo

4.5×107

6.0×107

6.4×106

1.1×105－

1.4×105

1.1×108

108mAg9.9×107

1.1×108

7.4×109

6.3×106

7.7×109

1.5×1010 3.0×1010

109Cd

5.2×107

3.2×102

3.6×106

3.6×100

5.9×106

1.3×107

7.4×107

125Sb

－

－

2.1×106

7.1×105－

9.4×107

9.7×107

134Cs

2.2×1088.1×107

7.9×107

1.1×108－

6.5×104

4.8×108133Ba

4.6×108

2.3×108

5.1×109

9.3×1010－

5.6×108 1.0×1011

152Eu

9.2×107

2.5×109

7.1×109

2.0×1010－

3.0×109 3.3×1010

154Eu

3.4×1082.0×108

1.1×109

1.3×109－

2.1×108

3.2×109155Eu

8.4×107

6.3×106

9.3×107

3.9×107－

6.0×106

2.3×108その他

8.0×107

6.7×1078.6×1083.0×108

7.8×108

1.6×109

3.6×109

合計

1.9×1013 7.6×1012 8.6×1012

2.3×1011 1.9×1012

9.2×1012 4.7×1013

注）表中の「－」は、1.0×100Bq 未満であることを示す。

75

124

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

76

125

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

77

126

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）

78

127

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

添付書類五

五

研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号（2020/4/1 施行）
性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する

研開炉規則

説明書

六

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能を性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

１．性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間

維持すべき期間にわたって以下の措置を講ずることが示されていること。
１）建屋(家)・構築物等の維持管理

1.1 原子炉本体

放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等について

原子炉本体は、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示すように、制御材、重水タンク及び熱は、これらの系統及び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏え

遮蔽層等の放射化及び二次汚染物質による汚染を内包している。したがって、放射線業務従事者及いを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理

び一般公衆の被ばく低減を図る必要があるため、「本文 表 7-1」に示すように、放射線遮蔽体についすること。

て必要な期間、保安規定に基づき適切に維持管理を行う。

２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理
新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては、 1.2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
所要の性能を満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設
備を維持管理すること。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設は、原子炉建屋の一部となっている物を除き、平成 15 年度までに解体が終了している。また、原子炉建屋の一部となっている物も、核燃料物質の取扱施設及び貯また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な蔵施設としての機能は停止しており、平成 14 年度までに除染及び設備の解体を終了している。したが設備を維持管理すること。

って、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設では、維持管理すべき施設・設備は存在しない。なお、全３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。

ての燃料要素は、平成 13 年度までに米国への譲渡しが終了している。

４）放射線管理施設の維持管理
原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理区
域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については、適切に維持管理すること。

1.3 原子炉冷却系統施設
原子炉冷却系統施設は、平成 15 年度までに解体が全て終了している。したがって、維持管理すべ
き施設・設備は存在しない。

５）解体中に必要なその他の施設の維持管理①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業務

1.4 計測制御系統施設従事者の被ばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴計測制御系統施設は、制御材を除き、平成 15 年度までに解体が終了している。制御材は原子炉のい放射性粉じんが発生する可能性のある区域で原子炉施設外への放出の防運転を行わないため機能を維持すべき設備とはならない。なお、添付書類四｢１．残存放射性物質の止及び他区域への移行の防止のために必要な場合は、換気設備を適切に維持評価｣に示すように、制御材は最も大きな放射能量(原子炉の運転停止から 10 年後[平成 18 年 12 月]

管理すること。

時点)を有するが、原子炉本体の炉心部に収納しており、1.1 に示したように原子炉本体を適切に維持②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合に管理することにより制御材の安全性は確保できる。したがって、計測制御系統施設では、維持管理すは、適切な容量の電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。

べき施設・設備は存在しない。

③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）については、
適切な機能が確保されるよう維持管理すること。

1.5 放射性廃棄物の廃棄施設

６）検査・校正
79

128

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措

放射性廃棄物の廃棄施設は、添付書類四｢１．残存放射性物質の評価｣に示すように、原子炉建屋

置等については、安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持でき

内に放射性物質を内包していることから、原子炉建屋及び原子炉建屋に付随する実験準備室、放射るよう適切な頻度で検査・校正を行うこと。

性廃液貯槽室等の管理区域内における汚染拡大を防止し、気体状及び液体状の放射性物質の原子

７）その他の安全対策

炉施設外への放出を抑制するため、「本文 表 7-1」に示すように、気体及び液体廃棄物の廃棄設備

原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措置について必要な期間、保安規定に基づき適切に維持管理を行う。なお、排気筒については、原子炉本を講じることが示されていること。

体の解体開始から原子炉建屋、燃料貯蔵庫及び制御室の除染が終了するまで、安全評価上最低限①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分必要な地上高さ 20m までについて、健全であることを確認し、性能を維持すべき設備として、保安規定

し、保安のための措置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被ばに基づき適切に管理を行い、原子炉本体の維持管理期間中は、安全評価上、地上高さを考慮に入れくを防止するため、これらの区域に対する立入りを制限する措置を講ずるこることが必須ではないため定期事業者検査により管理する。また、平成 23 年 3 月 11 日の東北地方太と。

平洋沖地震により排気筒の一部が倒壊したため、補修後の排気筒高さは保守的に 23m とする。

②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認するため、解体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリン
グ及び周辺環境に対する放射線モニタリングを適確に行うこと。

1.6 放射線管理施設
放射線管理施設は、1.5 に示したように原子炉建屋内に放射性物質を内包していることから、原子炉③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不建屋及び原子炉建屋に付随する実験準備室、放射性廃液貯槽室等の管理区域内における解体工事

法な接近等を防止する措置を講ずること。

等に係る放射線業務従事者の被ばく管理、並びに原子炉施設外への放射性物質の放出管理を行う④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理す必要があるため、「本文 表 7-1」に示すように、屋内及び屋外管理用の主要な設備について必要な期ること。

間、保安規定に基づき適切に維持管理を行う。

また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのない
よう適切な防護措置を講じること。

1.7 原子炉格納施設
原子炉格納施設は、1.5 に示したように原子炉建屋内に放射性物質を内包していることから、解体工○発電用原子炉施設においては、性能維持施設に係る維持管理方法が示され事等における原子炉建屋外への汚染拡大を防止するため、「本文 表 7-1」に示すように必要な期間、ていること。また、性能維持施設の維持すべき性能が保安規定に基づき適切に維持管理を行う。

・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年
原子力規制委員会規則第６号）第二章及び第三章

1.8 その他原子炉の附属施設

又はその他原子炉の附属施設としては、非常用電源設備、その他主要な事項であるホットケーブ等があ・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平る。非常用電源設備は、原子炉の運転を行わないこと及び全ての燃料要素の譲渡しが終了しているこ

成２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章と、さらに原子炉本体等の解体工事において商用電源を喪失しても原子炉施設の安全は確保できるこの規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。

とから、その用途を終了しているため、維持管理すべき設備とはならない。その他主要な事項であるホットケーブは、原子炉建屋の一部として残存しており、1.7 に示すように原子炉格納施設として適切に維○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は、一般的に、試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、試験研究用等原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。こ持管理を行う。
なお、実験準備室、一般居室建家等の施設及び給水設備等の設備については、保安規定等に基づき、必要な期間、適切に維持管理を行う。

のような廃止措置期間中、試験研究用等原子炉施設の解体撤去に当たって
80

129

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）は、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施される必要がある。こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、必要に応じて廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。
また、試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については、試験研究用等原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去
時に試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

六研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

廃止措置に要する費用の見積り及び添付書類六

その資金の調達計画に関する説明書（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明

研開炉規則

書

七

①廃止措置に要する費用

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

１．廃止措置に要する費用

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。

廃止措置に要する費用の見積り額は、表 6-1 に示すとおり約 130 億円である。

②資金調達計画
実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され、それを含めた費用の調達方法が明示されていること。

２．資金調達計画
一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画である。

表6-1 廃止措置に要する費用の見積り額
単位：億円
施設解体費

廃棄物処理処分費

合計※

約61

約68

約130

※ 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一致しない場合がある。

81

130

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

添付書類七

七

研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号（2020/4/1 施行）
廃止措置の実施体制に関する説明書

研開炉規則（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

八１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定め廃止措置の実施体制に関する説明書

廃止措置の実施体制に関する説明書

る以下の事項が定められていること。

１．廃止措置の実施体制①廃止措置に係る組織廃止措置においては、原子力科学研究所原子炉施設設置変更許可申請書及び保安規定に記載さ②廃止措置に係る各職位の職務内容

れた体制の下で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、

２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、その廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」という。）の選任及び監督を行う者を選任する際の基本方針が定められていること。

その選任の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において明確にし、廃止措置施設保安

なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」 主務者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。
という。）としては、表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６は、発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、廃止措置計画認可の際には実用炉規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており、発電用原子炉が運転されないことから、法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されな
いこととなる。
（試験研究用等原子炉においても同様とする。
）
表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃 止 措 置 対 象 施 以下のいずれかに該当する者
設イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有すに 核 燃 料 物 質 が る者ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免存状を有する者

在する場合

ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録
簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）

廃 止 措 置 対 象 施 以下のいずれかに該当する者
設イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有すに 核 燃 料 物 質 が る者
存ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を在しない場合

有す
る者
82

131

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＪＲＲ－２原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録
簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

八研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

廃止措置に係る品質マネジメントシ

添付書類八ステムに関する説明書（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

研開炉規則

この項目には以下の記載が明示されていること。

九①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとす

１．廃止措置に係る品質マネジメントシステム

る品質マネジメントシステムを定めること。

廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係る品質マネジメントシ②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセス

ステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第 1 項並びに試験炉規則第 6 条の 3 及び第 15 条第 2 項を明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維に基づき、保安規定において、理事長をトップマネジメントとする品質マネジメント計画を定め、保安規

持・向上を図ることが明示されていること。

定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達廃止措置に係る品質マネジメントシ

ステムに関する説明書

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

設備の保守等の廃止措置に係る業務が行われることが明示されていること。 成・維持・向上を図る。
また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「本文六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中に性能を維持すべき施設・設備その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

83

132

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（ＴＲＡＣＹ施設）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

五 解体の対象となる施設及びその解体の方法

可の申請）（１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

１．解体の対象となる施設

第 16 条の 6 法第四１）解体する原子炉施設

十三条の三の二第原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子力規制委員会規

固有の設備である。なお、ＳＴＡＣＹと共用しているＮＵＣＥＦ建家（格納施設である炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)を含む。）、二項の規定により廃則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けたときに、設置の換気空調設備、放射線管理施設、放射性廃棄物の廃棄施設（ＴＲＡＣＹ固有の槽ベント設備Ｃを除く。）等の解体は行止措置計画の認可

許可は、その効力を失うこととなっている。

わず、廃止措置の終了に合わせてＳＴＡＣＹ設置変更許可申請によりＳＴＡＣＹ固有の設備とする。

解体対象施設は、「四 廃止措置の対象となる試験研究用等原子炉施設及びその敷地」に示すとおり、ＴＲＡＣＹを受けようとする者

また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子力

は、廃止しようとする

規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けるま

試験研究用等原子での間は、なお原子炉設置者とみなされる。

２．解体の方法（第１段階）

炉ごとに、次の各号

こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原子炉施設については、

原子炉機能停止措置として、ＴＲＡＣＹの溶液燃料を移送・一時貯留する供給設備(Ⅱ)と、溶液燃料を調製・貯蔵すに掲げる事項につい原子炉施設に係る設置の許可がなされたところにより、廃止措置対象施設の範囲を特定するととる核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備を接続している配管の一部を切断及び閉止する。また、ＳＴＡＣＹとＴＲＡＣＹのて廃止措置計画を定もに、廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設が示されていること。

系統隔離のため、両者を接続する配管を切断閉止する。これら対象配管の切断閉止箇所を図４－４及び図４－５にめ、これを記載した示す。また、対象配管リストを表５－１に示す。

申請書を原子力規

２）解体の方法

制委員会に提出しな

原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は原子炉に①閉止フランジの取付けが可能な箇所については、閉止フランジにより閉止する。（粉塵発生無し）

ければならない。

よる災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求められる。

②小口径配管は、パイプカッター等で切断し、双方の配管を溶接等により閉止する。（粉塵発生量小）切断閉止作業は、下記①～③に示す方法又はこれらの組合せにより行う。

五 前号の施設のう

すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子炉にあっては、原子

ち解体の対象となる

炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用等原子炉にあっては、機能停止措置（原施設及びその解体

子炉における核分裂の発生能力を除去することにより原子炉の機能を停止させるための措置）がの方法講じられる必要がある。

③大口径配管その他パイプカッター等による作業が困難な箇所については、電動工具等により切断し、双方の配管を溶接等により閉止する。（粉塵発生量大）また、作業前に汚染拡大防止のための措置を講じるとともに、必要に応じて集塵装置により、切断作業で発生する粉塵を捕集する。集塵装置の使用時は、排気流量又はフィルタ差圧を監視することにより、集塵機能の維持を図

原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量る。

の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解（第２段階）体撤去時期の検討等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止

廃止措置の第２段階におけるＴＲＡＣＹ固有設備全体（機器の総重量約220ｔ、このうち放射性廃棄物でない廃棄物措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、放射性廃棄物の処理等に関の重量は約45ｔ、図４－３～４－５参照）の解体撤去については、既存の一般的な工法及び従来の保守管理の範囲する措置が講じられる必要がある。

内で実施することが可能である。第２段階に係る詳細事項については、解体撤去の方法等を確定次第、本廃止措置

ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、計画の変更認可申請を行うこととする。

系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能の時間的減衰を図るための安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間をかけて行われる。

その他、ＴＲＡＣＹの解体対象機器が設置されている炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)は、ＳＴＡＣＹの炉心が設置されている

こうしたことを踏まえ、炉室(Ｓ)及び減速材を炉心に供給するための機器が設置されている炉下室(Ｓ)と隣接して設置されている。このた〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階とそのめ、解体工事により発生するノイズや振動がＳＴＡＣＹの運転に影響を及ぼすことがないよう、ＳＴＡＣＹの運転中は、段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着手要件、完了要件が適切に設定さノイズや振動が発生するおそれのある電動工具等を用いた解体工事は行わない。

1

133

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

れていること。
３．安全対策
①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段階

廃止措置期間中においては、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策、並びに原子炉試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心からすべての燃料体

施設への第三者の不法な接近及び侵入の防止対策を講じるとともに、施設の運転期間中に準じた安全確保を図が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置が講じられるとともに、燃料体はる。

核燃料物質貯蔵設備に保管され、同設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬出されること。
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

3.1 汚染の拡大防止対策
汚染の拡大防止対策を含む作業計画を立案し、必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィル
タ付局所排気装置の使用等の措置を行い、汚染拡大を防止する。

②燃料体搬出後から解体撤去までの段階
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

3.2 被ばく低減対策作業に当たっては、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づき、放射線業務従事者及び一般公衆の被ばくの低減に努める。このため、あらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、残存放射③解体撤去段階

性物質の量及び放射性廃棄物の発生量を評価し、作業計画の立案に資する。また、作業計画に基づき、適切な遮原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染の適切な除去、核燃

蔽体の設置、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用、並びに防護マスク及び防護衣の着用等によ

料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。

り、放射線業務従事者の外部及び内部被ばくを低減する。さらに気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物の廃棄設
備を適切に用いることにより、気体状及び液体状の放射性物質の施設外への放出を抑制し、一般公衆の被ばくの○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済燃料が取り出さ低減を図る。

れていることが、認可の基準となっていることから、申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること。

3.3 事故防止対策作業に当たっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労働災害に対する防止対策○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間は、使用済燃を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行う。さらに、必要に応じて、訓練及び試料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損傷の進行を行・試験を行い、安全対策の徹底を図る。また、その他の一般労働災害防止対策として、停電対策、感電防止対策、緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体について、その機墜落・落下防止対策、火災・爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業安全対策及び地震等の自然事象に対す能を維持管理する期間が適切に評価されていること。あるいは、その設備が不要であることが適

る安全対策を検討し、必要な対策を講じる。

切に評価されていること。
3.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策
注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験炉規則、実用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に記載すること

管理区域の出入口において出入管理を行うとともに、適切な施錠管理を行い、第三者の不法な接近及び侵入を防止する。

が必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用等原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必要な事項が記載されているものとして取り
扱う。

2

134

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。
六 性能維持施設

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

六 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設

１．廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理

公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置対象施設内

廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）については、原子に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案された核燃料物質による汚染の除去手

炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの順、設備・機器又は施設の解体手順等の措置との関係において、廃止措置期間中に性能を維持低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとす

すべき施設（以下「性能維持施設」という。）が、廃止措置期間を見通した廃止措置の段階ごとに適る。

切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的な考え方が示されていること。
また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごとに示されていること。
七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

七 性能維持施設の試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

位置、構造及び設備（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

並びにその性能並び（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並びにその性能並びにＡＣＹ固有設備を図４－４に、ＳＴＡＣＹとの共用設備である核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備を含む全系統を図４にその性能を維持す

その性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここで示される性能維持施設の性能につい－５に示す。

べき期間ては、性能維持施設が維持すべき機能ごとに、その性能を満たすために必要な仕様等（以下単に性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表７－１に、また、ＴＲ「必要な仕様等」という。）が示されていること。

処理場、放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置期間中維持管理し、ＴＲＡＣＹの廃止措置終了後も他の原子炉施設

また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業務従事者の受けの共通施設として維持管理する。

る線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、専ら廃止措置で使用する

また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入する場合におために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関すること

いては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを第２段階に入るまでに、本廃止措置計画の変更が示されていること。

認可申請を行うことにより示すこととする。

研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持すること、必要な仕様等を満たすこと等が示されていること。
八 核燃料物質の管試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

理及び譲渡し（４）核燃料物質の管理及び譲渡し八 核燃料物質の管理及び譲渡しＴＲＡＣＹの溶液燃料及びその原料となる溶解前のウラン酸化物燃料は、ＳＴＡＣＹと共用していたが、「四 廃止措廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡されること等を示し、置の対象となる試験研究用等原子炉施設及びその敷地」で述べたとおりＳＴＡＣＹに移管が完了し、以後ＳＴＡＣＹ固このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済燃料の処分の方法」に従い、適切な有の燃料として管理する。

譲渡し等の措置が示されており、核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確認する。
① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。
② 核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。

3

135

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）③ 核燃料物質の搬出、輸送
核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられること。
④ 核燃料物質の譲渡し先○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号の規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。
九 核燃料物質によ試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

九 核燃料物質による汚染の除去

る汚染の除去（５）核燃料物質による汚染の除去

１．汚染の状況

廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前評価結果、汚染の原子炉施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。

除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。
1.1 放射化汚染物質
放射化汚染物質は、主として、原子炉運転時の中性子照射により設備機器が放射化したものであり、その対象機
器は、炉室内に設置されている原子炉本体（炉心タンク及び炉心タンク上部機器類）、架台、配管及び塔槽類である。
このうち、放射化汚染物質の放射能量及び放射能濃度が最も大きい機器は、炉心タンクである。これらの主要放射性核種は、ステンレス鋼に由来するCo-60、Fe-55等である。放射能量が大きい主要機器の総重量は約54ｔ、原子炉停止後3.7年経過時（平成26年12月現在）の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）はそれぞれ3.9×10 １１Bq程
度、4.0×10３Bq/ｇ程度と見積もられる。これら放射化汚染物質は、機器配管の内部に残存する放射性物質の閉じ込め管理期間（10年以上）における時間減衰により、放射能の低減を図る。なお、原子炉停止後10年経過時（令和３年３月時点）の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）はそれぞれ1.1×10 １１Bq程度（71％減）、1.1×10 ３Bq/ｇ程度（72％減）となる。

1.2 二次汚染物質
核燃料物質等（溶液燃料及び核分裂生成物）により汚染され二次汚染物質となる解体機器は、主として、原子炉
本体（炉心タンク及び炉心タンク上部機器類）、気体廃棄物処理設備の槽ベント設備Ｃ、それらの配管及び塔槽類である。これらの主要放射性核種は、ウラン並びに核分裂生成物のCs-137及びSr-90である。二次汚染物質となる解体機器の総重量は約21ｔ、原子炉停止後3.7年経過時（平成26年12月現在）の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）はそれぞれ1.1×10１０Bq程度、5.0×10２Bq/ｇ程度と見積もられる。これら二次汚染物質は、機器配管の内部に残存する放射性物質の閉じ込め管理期間（10年以上）における時間減衰により、放射能の低減を図る。なお、原子炉停止後10年経過時（令和３年３月時点）の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）はそれぞれ9.8×10 ９ Bq程度
（10％減）、4.6×10２Bq/ｇ程度（８％減）となる。

２．汚染の除去の方法
設備の解体に先立って実施する汚染の除去は、解体に着手するまでの間の時間減衰による放射能の低減、又は、必要に応じて解体時に拭取り等による除染を行う。

4

136

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

十 核燃料物質又は試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

十 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

核燃料物質によつて（６）核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

１．放射性気体廃棄物

汚染された物の廃棄廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示されている

廃止措置期間中（第１段階及び第２段階）に発生する放射性気体廃棄物は、主として、機器配管の切断時に発生すこと。

る粉塵を含む排気である。この放射性気体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、必要に応じて集塵装置及び局所

なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間は、当該施設の放排気装置の設置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、換気空調設備の高性能エアフィルタでろ過した

射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されていること。

後、排気筒モニタにより、放射性物質の濃度が「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

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じることが示されているに基づく線量限度等を定める告示」（平成 28 年４月１日原子力規制委員会告示第８号。以下「線量告示」という。）にこと。

定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。排気筒はＳＴＡＣＹと共用であ①放射性気体廃棄物の廃棄

るが、ＳＴＡＣＹで放射性物質の放出を伴う作業を行う際は、ＴＲＡＣＹ機器配管の切断を行わないこととする。このた

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉の運転中におけるめ、万一、排気筒モニタで警報が発生した場合においても、作業状況を確認することにより、ＴＲＡＣＹに起因する事取扱いと同様に措置されること。

象か否かの判断が可能である。

②放射性液体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の運転中における２．放射性液体廃棄物取扱いと同様に措置されること。

廃止措置期間中（第１段階及び第２段階）に発生する放射性液体廃棄物は、主として、保守点検や解体撤去等を③放射性固体廃棄物の廃棄行う作業員が管理区域から退出する際の手洗い水である。これらの放射性液体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性物質による汚染

様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液貯槽に一時貯留した後、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の程度により区分されること。また、その発生から処理及び保管等の各段階の取扱いにおいて、の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所の一般排水溝に排出する。排水中の濃度限度を超えるもの

飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止できるよう措置された設備等が用いられについては、処理場に運搬して処理する。

ること。

廃止措置の第２段階において実施する解体撤去作業の詳細及び放射性液体廃棄物の発生量については、設備

また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、それらを適切に廃棄の解体撤去に着手するまでに検討・確定し、本廃止措置計画の変更認可申請を行う。

するまでの間の保管容量が確保されること。
３．放射性固体廃棄物
廃止措置のうち第１段階（原子炉の機能停止措置及び系統の閉じ込め管理）で発生する放射性固体廃棄物は、主として、保守管理及び配管の一部切断に伴い発生する少量かつ汚染レベルの低いもの（表５－１に示す10箇所、各数10cm程度、線量当量率 0.2μSv/h以下）である。これらの放射性固体廃棄物は、保安規定で定める廃棄物保管場所であるＮＵＣＥＦ建家内のβ・γ固体廃棄物保管室で保管し、順次処理場に引き渡す。引き渡した廃棄物は、処理場が管理する。
廃止措置の第２段階（ＴＲＡＣＹ固有設備の解体撤去）で解体する機器（総重量約220ｔ、このうち放射性廃棄物でない廃棄物の重量は約45ｔ、表10－１及び図４－３～４－５参照）は、保安規定で定める廃棄物保管場所であるＮＵＣＥ
Ｆ建家内のβ・γ固体廃棄物保管室のほか、β・γ固体廃棄物保管室に搬入できない大型の機器は炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)で保管し、順次処理場に引き渡す。引き渡した廃棄物は、処理場が管理する。保管に当たっては、炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)を廃棄物保管場所として保安規定で指定するとともに、対象とする固体廃棄物の管理方法を保安規定、運転手引又は廃棄物管理要領に定め、安全上必要な措置を講じた上で適切に管理する。また、放射性固体廃
棄物は材質、性状及び放射能レベルに応じて区分し、放射性物質として扱う必要のない物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行うなど、放射性固体廃棄物の低減を図る。

5

137

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)に保管する廃棄物は当該室内に設置されている解体対象機器のみとし、他の廃棄物は保管しない。これらの機器は、処理場の保管容量を確保した上で、順次引き渡されるため、当該室の保管容量を超えることはない。また、当該室は原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮蔽及び閉じ込めの性能を有しており、これらの性能は廃止措置期間中も維持される。さらに、解体対象機
器の放射能量は施設利用中の量を超えるおそれはない。以上の理由から、炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)は廃棄物を安全に保管することが可能である。
十一 廃止措置の工程十一 廃止措置の工試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

程（７）廃止措置の工程

ＴＲＡＣＹの廃止措置全体工程を表 11－１に示す。各工程の概要は、以下のとおりである。

原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原子炉の機能停止、（第１段階）

系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。このような廃①ＴＲＡＣＹの原子炉機能停止措置として原子炉運転に不可欠な溶液燃料の移送を不可とするため、ＴＲＡＣＹ固有止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の溶液燃料貯槽を含む供給設備(Ⅱ)と核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備とを接続している配管の一部及びＴＲの抑制又は低減の観点から、保安のために必要な原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実

ＡＣＹ固有設備と接続している共用設備（気体廃棄物処理設備、真空設備、圧縮空気設備）の配管の一部（図４－

施されること。

４及び図４－５に×印で示す 10 箇所、各数 10cm 程度）を切断し、閉止する。なお、同様の配管切断工事は、核燃

こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解体撤料物質取扱設備（調整附属設備）のＵ溶解槽から Pu 溶解槽への配管接続切替工事（平成 12 年度）にて実績が去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年ある。

度として工程表により示すとともに、その概要が説明されていること。

②ＴＲＡＣＹ固有設備として残存する機器配管（図４－４の炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)内の機器配管の全部）の汚染拡大防止のため、系統の閉じ込め管理を行う。また、この間、第２段階の解体撤去工事に従事する作業員の被ばく低減のため、放射化物及び核分裂生成物の放射能を減衰させる期間（10 年以上）を設ける。

（第２段階）③ＴＲＡＣＹ固有設備（総重量約 220ｔ、このうち放射性廃棄物でない廃棄物の重量約 45ｔ、図４－４の炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)内の機器配管の全部）を解体撤去する。なお、解体撤去に当たっては、ＳＴＡＣＹの溶液燃料取扱設備の解体撤去と合わせて同時に行うことにより、解体撤去を合理的かつ効率的に行うことを考慮する。（令和 12～16
年度を目途）その具体的な手順については、設備の解体撤去に着手するまでに詳細な検討を行い、本廃止措置
計画の変更認可申請を行う。

その他、ＳＴＡＣＹと共用しているＮＵＣＥＦ建家（格納施設である炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)を含む。）、換気空調設備、放射線管理施設（排気筒モニタ、室内モニタ、放射線エリアモニタ、放射線サーベイ設備）、放射性廃棄物の廃棄施設（槽ベント設備Ｄ）等はＳＴＡＣＹに移管するため、解体は行わない。また、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である処理場、放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーショ
ン、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置期間中維持管理し、ＴＲＡＣＹの廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理するため、解体は行わない。
注）上記（１）から（７）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合
においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。
このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。

6

138

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する
場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対
象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設の許認可上、管理が可能な施設であること。
③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する
場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設であること。
省略

十二 廃止措置に係

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

る品質マネジメントシ（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム

ステム

原子力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基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された
品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。

7

139

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

8

140

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

9

141

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

10

142

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

11

143

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

12

144

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

13

145

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

14

146

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

15

147

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

16

148

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準
第 16 条の 6 第 2 項
前項の申請書には、次の各号に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 廃止措置対象施試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

設の敷地に係る図面（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図及び廃止措置に係る（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかになっていること。

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図１－１に示す。

工事作業区域図

二 廃止措置に伴う試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

放射線被ばくの管理（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書に関する説明書

変更なし

原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放射性気体廃棄物、放射性液体

17

149

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に、確実に廃棄が行われること、また、廃止措置
期間中の平常時における周辺公衆への影響を確認する。
１）廃止措置期間中の放射線管理
廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定
若しくは解除、放射線業務従事者の放射線防護並びに放射性廃棄物の放出管理）が示されていること。
また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る以下のよ
うな安全対策が示されていること。
①核燃料物質による汚染の拡散防止策
核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲い、局所フィルタを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体廃棄物について、施設内の給排気系の機能が維持されること。
②被ばく低減対策
核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼吸保護具の着用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じられること。
２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量
廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量が評価されていること。
３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価
原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線による周辺
公衆の線量が適切に評価されていること。
①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法（以下「気象条件」という。）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示されていること。
この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和５７年
１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日一部改訂。以下「気象指針」という。）に、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当たっては、これを参考とする。
なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。
②放射性物質の放出量の算出

18

150

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業等で生ずる
粉じん等の拡散を防止するため、排気系フィルタ等放射性物質除去装置、一時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。
なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮したうえで、評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。
③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、周辺監
視区域外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。
ここで、「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措置計画については、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が、原子力規制委員会の定める周辺監視
区域外の線量限度を超えないよう講じられるものであること。さらに、原子炉設置者及び旧原子炉設置者等においては、原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つための努力が払われていること。
このような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下「線量評価指針」という。）、旧原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。
なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があっても、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」としていることに留意する。
④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカイシャイン線量の評
価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物に起因する直線線量とス
カイシャイン線量について被ばく線量が評価されていること。
この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮蔽設計、評価地点までの距離が適切に考慮されていること。
４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討していること。
三 廃止措置中の過試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

１．概要

失、機械又は装置の（４）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定され

19

本説明書では、廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等に起因して万一事故が発生したとして

151

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

故障、地震、火災等る事故の種類、程度、影響等に関する説明書

も、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを説明する。

があつた場合に発生廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当たっては廃止措置期間することが想定され中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置の工事上の過失等があった場合に

２．評価

る事故の種類、程発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等を確認する。

2.1 最も影響の大きい事故の選定

度、影響等に関する

１）想定すべき事故

説明書

廃止措置の第１段階着手時、ＴＲＡＣＹの燃料はＳＴＡＣＹに移管されているため、廃止措置期間中に想定される事

核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大となる事故が想定さ故により一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えるおそれのある放射性物質は、機器配管内に汚染とれていること。

して残存する使用済溶液燃料及びＴＲＡＣＹの運転に伴い発生した核分裂生成物及び放射化による汚染物である。

２）事故時における周辺公衆の線量評価

以下では、廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止措置及び系統の閉じ込め管理）について、これら放射性物質に①気象条件

より最も影響の大きい事故を選定する。

廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被ばく廃止措置の第２段階（解体撤去）における解体撤去作業の詳細及び事故評価については、設備の解体撤去に着手するまでに検討・確定し、本廃止措置計画の変更認可申請を行う。

線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。
この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び想定事故時の大気拡散の解（第１段階で考慮すべき事故）

析方法があり、審査に当たっては、これを参考とする。

原子炉の機能停止措置及び系統の閉じ込め管理を行う第１段階のうち、放射性物質による放射線影響を考慮す

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠がる必要がある事故は、①原子炉機能停止措置及び系統の閉じ込め管理のための配管切断及び閉止工事における集塵装置フィルタのあればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

火災②放射性物質の放出量
放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばくへの寄与を考慮②残存設備となる系統の閉じ込め機能の喪失による放射性物質の放出である。

したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。
③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、敷地外①は、機器配管内に汚染として残存する放射性物質及び放射化による放射性物質が、配管の切断閉止工事の際に集塵装置フィルタに捕集された後、フィルタ火災により放出される事象である。
②は、機器配管内に汚染として残存する放射性物質が、系統の閉じ込め機能の喪失により放出される事象であの評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。
線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の指針類を審査に当たっる。

て参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の①では放射化した配管の粉塵が放出されるのに対し、②では放射化によるものが放出されることはない。また、機事故の種類、程度、影響等が周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクを確認する際の考え方とし器配管内に汚染として残存する放射性物質は、固体として付着していることから、②の閉じ込め機能の喪失時におては、「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成３年７月１８日原子

いても、大量の放射性物質が放出されることはない。

力安全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）解説における事故評価に以上のとおり、廃止措置の第１段階において放射線影響を考慮する必要がある事故は上記①「原子炉機能停止
措置及び系統の閉じ込め管理のための配管切断及び閉止工事における集塵装置フィルタの火災」であり、この事故

おいて示された考え方を参考とする。
当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを与えなによる放射線影響評価を行うことで、その他の事故（上記②）による影響は包絡される。

いこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが、当該指針解説では、この基準については、『「著しい放射線被ばくのリスク」を、事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断

2.1.1 事故の原因及び説明するものである。』とし、『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばくに対する年実効線量限度「原子炉機能停止措置及び系統の閉じ込め管理のための配管切断及び閉止工事における集塵装置フィルタのとして、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状況においては、５年間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖ

火災」では、切断時の放射性物質を含む粉塵を捕集したフィルタが発火し、捕集された放射性物質が地上放出されを超えなければ、単一年にこれよりも高い実効線量が許されることもありうるとなっている。これはる事象を想定する。

20

152

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

平常時の放射線被ばくについての考え方であるが、これを発生頻度が小さい「事故」の場合にも適フィルタに捕集された放射性物質の放出の原因としては、火災のほか、地震、台風、津波及び洪水などの災害に用することとし、周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍＳｖを超えなければ「リスク」

よって引き起こされる事故も想定される。このとき、火災でフィルタが焼失した場合、蓄積した放射性物質の全量が放は小さいと判断する。』としている。

出されるのに対し、その他の災害では、フィルタの脱落等の可能性はあるものの、捕集された放射性物質はフィルタに残留するため、火災による放射性物質の放出量を上回ることはない。

2.1.2 事故の防止対策
1) 火災の発生防止ⅰ）機器配管の切断は、原則として、火花が発生しない工具を用いて行う。
ⅱ）電動工具による機器配管切断及び溶接による配管閉止の際は、火花による火災発生を防止するため、十分な大きさのスパッタシートにより作業場所を養生する。スパッタシートは、作業内容に応じて適切な仕様のものを用いる。
ⅲ）電気系統の地絡、短絡等による電気系統の過熱、焼損を防止するため、保護継電器等により過電流を早期に遮断する。

2) 火災の検知及び消火ⅳ）火災の早期感知及び消火のため、自動火災報知設備、屋内外消火栓設備、消火器等を設置する。

3) 火災による影響の軽減
ⅴ）建家内の各区域は、必要に応じて、隣接する区域の火災の影響を緩和できるよう、区画された構造となっている。
ⅵ）可燃性又は難燃性の固体廃棄物は、金属製容器に収納して保管し、延焼を防止する。

2.2 原子炉機能停止措置及び系統の閉じ込め管理のための配管切断及び閉止工事における集塵装置フィルタの火災による一般公衆の被ばく線量評価
以上の防止対策にもかかわらず、火災の発生によって放射性物質が室内に放出され、さらに大気中に放出される場合を想定して事故解析を行う。

2.2.1 評価条件
本評価は、以下の条件を仮定して行う。原子炉機能停止措置及び系統の閉じ込め管理のための配管切断及び閉止工事における集塵装置フィルタの火災時の放射性物質の放出経路を図３－１に示す。
① 切断対象となる配管のうち最も径の大きい25A20S（外径34mm，厚さ３mm）を代表とする。
② 配管切断は全て電動工具により行い、その切断幅２mmが全て粉塵となるものとする。また、切断した配管の双方を閉止するため、閉止作業に必要な間隔を空けて２箇所を切断する。よって、切断閉止箇所１箇所につき、配管
幅４mm分（切断幅２mm×２箇所）の粉塵が発生するものとする。
③ 粉塵の放射能量のうち放射化による放射能量は、放射能濃度が最大である炉心タンクの値を用いて評価する。

21

153

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（添付書類四 表４－３参照）④ 粉塵の放射能量のうち溶液燃料（ウラン）の放射能量は、溶液燃料配管のうち99％以上を占める炉下室(Ｔ)給排液系統の値を用いて評価する。また、核分裂生成物（Cs-137、Sr-90）の放射能量は、放射能濃度が最大である
炉室(Ｔ)槽ベント設備Ｃの値を用いて評価する。（添付書類四 表４－５参照）⑤ 発生した粉塵は、その全量（約93g）が仮設の集塵装置のフィルタに捕集されるものとする。
⑥ フィルタに捕集された粉塵の全量が火災により室内に放出されるものとする。
⑦ 常設の換気空調設備のフィルタが火災によって詰まり、室内の粉塵が地上放出されるものとする。このとき、建家内への沈着による除染係数として10（２）を考慮する。
⑧ 評価対象核種は、系統内に汚染として残存するウラン、Cs-137、Sr-90及び放射化による放射性物質（「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成17年11月30日文部科学省令第49号）別表三欄に掲げる濃度に示されているもの）とする。それらの放出量、実効線量係数及びγ線実効エネ
ルギーを表３－１に示す。
⑨ 室内及び建家から被ばく評価地点（敷地境界外）までの時間減衰は考慮しない。

2.2.2 放出量評価(1) 計算方法① 配管切断時の粉塵量
25A20S配管の切断幅４mmの重量ｗは、次式により表される。
ｗ＝(ＤＯ２－ＤＩ２)×π÷４×h×ρｓ

（3-1）

ここで、
ＤＯ ：25A20S配管外径（34mm）
ＤＩ ：25A20S配管内径（28mm）ｈ：配管切断幅（４mm）ρｓ：SUS304密度（7.93×10－３ｇ/mm３）

計算の結果、対象配管１箇所を幅４mmで切断した際に発生する粉塵の重量ｗは約9.3ｇである。
② 粉塵に含まれる放射性物質の量
粉塵に含まれる核種ｉの放射性物質の量Ａｉは、次式により表される。
Ａｉ＝Ａｔｉ×Ｗａ

（3-2）

ここで、
Ａｉ

：粉塵に含まれる核種ｉの放射能量（Bq）

Ａｔｉ：粉塵１ｇに含まれる核種ｉの放射能量（Bq/ｇ）

Ｗａ：粉塵の全量（＝ｗ×Ｃ）（93g）ｗ：配管１箇所を切断した際に発生する粉塵の重量（9.3ｇ）

Ｃ：配管切断箇所の数（10）③ 放射性物質の放出量

22

154

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
火災により建家から放出される核種ｉの放射能量Ｑｉは、次式により表される。
Ｑｉ＝Ａｉ／Ｄ (3-3)
ここで、
Ｑｉ ：核種ｉの放射能量（Bq）
Ａｉ ：粉塵に含まれる核種ｉの放射能量（Bq）
Ｄ ：建家内での沈着による除染係数（10）2.2.3 被ばく線量評価
大気中に放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、放射性物質の核種ごとに、吸入に伴う内部
被ばく及びγ線放出核種に起因する外部被ばくによる実効線量を計算する。
（１）相対濃度（χ／Ｑ）、相対線量（Ｄ／Ｑ）
被ばく線量計算に用いる相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）は、後述の「3.3.2 被ばく評価に使用する気象条件」に示す値を用いる。
（２）放射性物質の吸入に伴う内部被ばくによる実効線量
放射性物質の吸入に伴う内部被ばくによる実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝

(3-4)

ここで、
Ｄi

：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｈ-３については、皮膚浸透による摂取を考慮し、本計算結果に増加係数（1.5）を乗じるものとする。

Ｒ：呼吸率（成人の場合 1.2ｍ３/ｈ（３））χ／Ｑ：相対濃度（ｈ/ｍ３）(ＤＣ)i：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表３－１参照）
よう素については、小児（１歳）の値を使用する。

Ｑｉ：核種ｉの放出量（Bq）（３）γ線放出核種に起因する外部被ばくによる実効線量
γ線放出核種に起因する外部被ばくによる実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝

(3-5)

ここで、

23

Ｄγ

：γ線の外部被ばくによる実効線量核種（Sv）

Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）

Ｄ／Ｑ：相対線量（Gy/（MeV･Bq））Ｑγｉ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）

155

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表３－１に示すとおりである。
被ばく線量評価の結果、建家から地上放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量は、次のとおりである。
放射性物質の吸入に伴う内部被ばくによる実効線量

約2.0×10-６ mSv

γ線放出核種に起因する外部被ばくによる実効線量

約8.0×10-１０ mSv

2.3 評価結果
以上のように、火災に対し多重な防止対策を講ずるが、万一火災により放射性物質が放出された場合でも、敷地境界外における一般公衆の実効線量は約2.0×10－６mSvであり、事故評価の判断基準（５mSv）に比べて十分小

さいことから、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。

３．原子力科学研究所における 2009 年１月から 2013 年 12 月までの気象条件
3.1 気象観測の概要
原子炉施設の周辺環境に放出される放射性廃棄物による一般公衆の線量評価に使用する気象資料を得るために、敷地内に「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（６）（以下「気象指針」という。）に基づき気象観測設
備を配置し、風向、風速、日射量、放射収支量等を観測している。
気象観測設備の配置図を図３－２及び図３－３に示す。また、観測項目、気象測器、観測高等を表３－２に示す。

3.1.1 観測点の状況(1) 排気筒高さ付近を代表する風向、風速の観測点
敷地ほぼ中央の平坦地の露場（標高22m、気象観測塔址の南約60ｍ）に支柱を設置し、地上10ｍの高さ位置に
風向風速計を配置した。また、情報交流棟屋上（気象観測塔址の南西約60ｍ）及び高架水槽上（気象観測塔址の南西約270ｍ）に支柱を設置し、それぞれ露場を基準とする地上20ｍ、40ｍの高さ位置に風向風速計を配置した。
これらにより、原子炉施設の排気筒高さ付近の風向風速の観測を行っている。
(2) 地上風を代表する観測点(1)で述べた露場に設置した地上10ｍでの風向風速の観測値を、敷地を代表する地上風の資料とする。
(3) 大気安定度を求めるための風速、日射量及び放射収支量の観測点
風速は、(2)の地上風を代表する観測点で測定した風速を使用する。日射量及び放射収支量については、露場に配置した気象測器による観測値を使用する。
(4) 大気温度
地上1.5ｍで観測した気温を使用する。

3.1.2 気象観測項目
次の観測項目について連続観測を行い、毎時の観測値を得ている。

24

156

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
風向、風速 ： 地上10ｍ（標高32ｍ）、地上20ｍ（標高42ｍ）、
地上40ｍ（標高62ｍ）
大気温度

： 露 場

湿 度

： 露 場

日射量

： 露 場

放射収支量 ： 露 場
降雨量

： 露 場

気 圧

： 気象観測室

3.1.3 気象測器の検定
気象測器のうち、気象庁の検定対象のものについては、検定合格品を使用し、定期的に点検校正を行っている。

3.2 敷地における観測結果
安全解析に使用する気象データは、2009年１月から2013年12月までの５年間とし、その観測結果を以下に述べる。

3.2.1 風向
(1) 風向出現頻度
図３－４は、2009年～2013年の年間の風向頻度及び静穏出現頻度の５年平均値を地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそ
れぞれについて示したものである。５年平均の年風向頻度を地上40ｍについてみると、西北西～北北西の３方位の合計が32％（北西16％）、北北東～東北東の３方位の合計が30％（北東15％）となる。
(2) 低風速時の風向出現頻度
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての低風速（0.5～2.0ｍ/ｓ）時の風配図を図３－５に示す。40ｍについて
は西北西～北北西の出現頻度が高い。

3.2.2 風速(1) 平均風速
地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれにおける５年間の月別平均風速を図３－６に示す。春季、秋季に風速が大き
く、夏季、冬季が小さい傾向を示す。年平均風速は、地上10ｍ、20ｍ、40ｍでそれぞれ1.9ｍ/ｓ、2.6ｍ/ｓ、4.2ｍ/ｓ
である。
(2) 風速階級別出現頻度
地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれについての５年平均の風速階級別による年間出現頻度を図３－７に示す。年間出現頻度図において最も高い頻度を示す風速階級は、地上10ｍでは１～２ｍ/ｓ未満で38％、地上20ｍでは同
じく１～２ｍ/ｓ未満で32％、地上40ｍでは３～４ｍ/ｓ未満で23％である。
(3) 静穏継続時間出現回数及び静穏時間
地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける静穏（風速0.5ｍ/ｓ未満）継続時間の出現回数及び静穏時間を表３－３に示す。

25

157

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
観測高が高くなるほど、静穏の継続時間及び静穏時間が短くなる。静穏継続時間は、地上10ｍでは最大６時間であるが、地上20ｍでは４時間、地上40ｍでは２時間であり、静穏時間は、地上10ｍで434時間、地上20ｍで180時
間、地上40ｍで40時間である。
(4) 風向別風速
地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける風向別による年平均風速を図３－８に示す。夏季の卓越風である北北東～東北東の風速が大きく、冬季の卓越風である西北西～北北西の風速は比較的小さい。
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての風向別による風速出現頻度を図３－９～図３－11に示す。地上10ｍ、20ｍ、40ｍとも、北北東風あるいは北東風の場合は、大きい風速の出現頻度が高く、西北西風又は北西風の場合は低風速の出現頻度が高い。

3.2.3 大気安定度
大気安定度は、地上10ｍの風速（敷地を代表する地上風）と日射量又は放射収支量を基に、表３－４の大気安定度分類表に従って決定する。なお、同表中の中間安定度Ａ-ＢはＢに、Ｂ-ＣはＣに、Ｃ-ＤはＤに、また、ＧはＦに含めて統計処理を行う。
(1) 大気安定度出現頻度
年間及び５年平均の大気安定度の出現頻度を図３－12に示す。年により多少異なるが、５年平均で見ると不安
定（Ａ～Ｃ型）が29％、中立（Ｄ型）が44％、安定（Ｅ～Ｆ型）が27％である。
５年平均の月別による大気安定度の出現頻度を図３－13に示す。夏季はＤ型が高く、冬季はＦ型が高い。
(2) 大気安定度別による継続時間出現回数
５年平均の大気安定度の継続時間の出現回数を表３－５に示す。不安定（Ａ、Ｂ、Ｃ型）は長くとも11時間であるが、中立（Ｄ型）及び安定（Ｅ、Ｆ、Ｇ型）のときには15時間以上継続する場合もある。

3.3 安全解折に使用する気象条件
3.3.1 観測期間の気象データの代表性の検討
安全解析に使用する気象データは2009年～2013年の５年間の平均データであり、気象状態を代表しているものと考えられるが、念のため2009年～2013年のそれぞれの年が長期間の気象状態を代表しているものかどうかについて検定を行った。
検定項目は、年間の風向頻度及び風速階級とし、2003年～2013年の11年間の敷地内の気象データを用いて、不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定により行った。
本検定では、11年のうちから選んだ１年を注目する標本年とし、残りの10年を他の標本年として、次式により棄却
検定値Ｆ０を求め、有意水準５％にて棄却検定する。

(ｎ－1)⋅ (Χ０ －Χ)Ｆ０＝(ｎ＋1) ⋅Ｓ２

２

26

(3-6)

158

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
ｎΧ＝ ∑Χｉ ｎ
ｉ＝１ｎ(

Ｓ ＝ ∑ Χｉ －Χ
２

) ｎ
２

ｉ＝１

ここで、
Ｆ０
―

： 棄却検定値Ｘ： 注目する標本年を除く10年分のデータの平均値

Ｘ０： 注目する標本年のデータ

ｎ

： 10

Ｓ

： 標準偏差検定の結果を表３－６、表３－７に示す。同表中の＊印が棄却データである。2009年～2013年の各年の中で、28項目中棄却された項目は７項目で、2009年～2013年の５年間の気象データは、長期間の気象状態を代表していると判断される。

3.3.2 被ばく評価に使用する気象条件
原子力科学研究所の原子炉施設に係る想定事故時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価のための気象データとしては、2009年１月～2013年12月の５年間の風向、風速及び大気安定度の観測値を基に出現頻度からみてほとんど遭遇しない大気拡散状態を推定し、「気象指針」に示された方法に従って、次のように相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）を求める。
(ⅰ) 相対濃度は、毎時刻の気象データと実効放出継続時間を基に、方位別に非居住区域（周辺監視区域及び敷地から敷地内居住地を除いた区域）外で最大となる着目地点について求める。
(ⅱ) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を５年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度とする。
(ⅲ) 被ばく線量計算に用いる相対濃度は、上記(ⅱ)で求めた相対濃度のうち陸側方位で最大の値を使用する。

相対濃度（χ／Ｑ）は、次式により計算する。

χ／Ｑ＝

1 Ｔ
∑ (χ／Ｑ)ｉ⋅ ｄδｉ (3-7)
Ｔｉ＝１

ここで、

27

χ／Ｑ

： 実効放出継続時間中の相対濃度（ｈ/ｍ３）

Ｔ： 実効放出継続時間（ｈ）(χ／Ｑ)ｉ： 時刻ｉにおける相対濃度（ｈ/ｍ３）

159

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
δｉ： 時刻ｉにおいて風向が当該方位ｄにあるとき ｄδｉ＝１

ｄ

時刻ｉにおいて風向が他の方位にあるとき

δｉ＝０

ｄ

上記の (χ／Ｑ)i は、建屋等の影響を考慮して、次により計算する。


1
Ｈ２ 


⋅ exp －(χ／Ｑ)ｉ＝２
3600 ⋅ π ⋅ Σｙｉ ⋅ Σｚｉ ⋅ Ｕｉ
２Σ
ｚｉ 


(3-8)

ここで、
Σｙｉ＝（σｙi２＋ｃＡ／π）１／２
Σｚｉ＝（σｚi２＋ｃＡ／π）１／２
σｙｉ：時刻ｉにおいて濃度分布のｙ方向の拡がりのパラメータ（ｍ）

σｚｉ：時刻ｉにおいて濃度分布のｚ方向の拡がりのパラメータ（ｍ）

Ａ：建屋等の風向方向の投影面積（ｍ２）

ｃ

：形状係数

Ｕｉ

：時刻ｉにおける風速（ｍ/ｓ）

Ｈ：放出源の有効高さ（ｍ）

方位別によるχ／Ｑの累積出現頻度を求めるとき、静穏時の取扱いについては風速を0.5ｍ/ｓとして計算し、その風向は静穏出現前の風向とする。
実効放出継続時間は、事故期間中の放射性物質の全放出量を１時間当たりの最大放出量で除することにより求める。
なお、放射性雲からのγ線量については、χ／Ｑの代わりに空間濃度分布とγ線量計算モデルを組み合わせた相対線量（Ｄ／Ｑ）をχ／Ｑと同様の方法で求めて使用する。
大気拡散計算は、地上放出として建屋等の影響を考慮して求めた。これらの方位別による計算結果χ／Ｑ及びＤ／Ｑの値を表３－８に、累積出現頻度を図３－14及び図３－15に示す。

参考文献(1) S. L. Sutter et al., "Aerosols Generated by Free Fall Spills of Powders and Solutions in Static Air," NUREG/CR2139 (1981).
(2) E. M. FLEW, B. A. J. LISTER, "ASSESSMENT OF THE POTENTIAL RELEASE OF RADIOACTIVITY FROMINSTALLATIONS AT AERE, HARWELL, IMPLICATIONS FOR EMERGENCY PLANNING," IAEA-SM-119/7(1969).
(3) 「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」(平成２年８月30日付け原子力安全委員会決定、平成13年３月29日付け原子力安全委員会一部改訂).
(4) ICRP, Radionuclide Transformations – Energy and Intensity of Emissions. ICRP Publication 38 (1983).
(5) "The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public, Ver2.01, An extension of ICRP
Publication 68 and 72, Prepared by the Task Group on Dose calculations of Committee 2 of the INTERNATIONAL

28

160

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
COMMISION ON RADIOLOGICAL PROTECTION(CD-ROM)," Elsevier Science Ltd. (2001).
(6) 原子力安全委員会，発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針，平成13年３月.

29

161

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

30

162

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

31

163

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

32

164

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

四 核燃料物質によ試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

１．残存放射性物質の評価

る汚染の分布とその（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

1.1 概要評価方法に関する説
明書

原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存する放射性物質（放原子炉施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。放射化汚染物質は、炉心射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、タンク及び炉心タンク周辺部に設置されている反射体水槽等の機器が中性子照射を受けて放射化することにより発数量及び分布が、原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価され生するものである。二次汚染物質は、溶液燃料及び核分裂生成物が炉心タンクや溶液燃料給排液系統配管などにていること。

付着したものである。
ＴＲＡＣＹ施設における放射化汚染物質及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。

1.2 放射化汚染物質
炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)内の設備機器、配管、構造材等を対象として、放射化汚染物質の核種及び放射能量を次の方法により評価した。

1.2.1 評価方法
放射化量の評価手順は、以下のとおりである。
(1) 中性子束分布の計算
JENDL-3.3（１）に基づくMATXS形式ライブラリMATXSLIB-J33（２）をTRANSX-2.15（３）コードにより処理して175群の中性子群定数を作成した。この群定数を用いて、Doors 3.2aコードシステム（４）に含まれる２次元輸送計算コード
DORTにより、炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)を２次元円柱体系にモデル化し、175群の中性子束分布を求めた。輸送計算に用いた構造材等の物質組成は、炉心タンクは当該材料のミルシート記載値、水反射体水槽はJIS G4304(2012)
記載値、コンクリートは臨界安全ハンドブック第１版（５）記載値を用いた。

(2) 放射化汚染物質の放射能量の計算
放射化汚染物質の放射能量は、SCALE-6.1コードシステム（６）に含まれる中性子放射化量及び核分裂生成物生成量等の計算コードORIGEN-S及びORIGEN-S用ライブラリ作成コードCOUPLEを用いて求めた。
上記(1)で求めた175群の中性子エネルギースペクトルと、SCALE-6.1に付属のJEFF-3.0/Aに基づく200群のAMPX WorkingライブラリをCOUPLEコードにより処理し、ORIGEN-S用の中性子１群断面積を作成した。この断面積とDORTコードで求めた設備機器や構造材等の位置における中性子束を用いて、ORIGEN-Sコードにより放射化汚染物質の放射能量を算出した。
このとき、ORIGEN-S コードに入力する中性子束の規格化及び抽出位置、照射時間、冷却時間、設備機器等の元素組成、評価対象核種は、以下のように設定した。

1) 中性子束の規格化
中性子束は、DORTコードによる中性子束分布計算結果を、ＴＲＡＣＹの定出力運転における最大熱出力10kWに規格化した値とした。

33

165

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
2) 中性子束の抽出位置
中性子束の抽出位置の決定においては、まず、DORTコードで求めた中性子束分布のうち、放射化において支配的となる熱中性子束分布を基に、２次元円柱体系とする炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)のモデル内の領域を次の６つに区分した。中性子束評価のための領域区分図を図４－１に示す。中性子束は、それら６領域ごとに抽出し、ORIGEN-Sコードへの入力値とした。
① 炉心タンク
炉心タンクのみ② 炉心タンク周囲
垂直方向：炉心タンク側面高さ（床から約3.5ｍまで）
水平方向：炉心タンク中心から2.0ｍ以内③ 炉心タンク上部
垂直方向：炉心タンク上部から架台３階ステージまで（床から約3.5ｍ～約6.6ｍまで）
水平方向：炉心タンク中心から2.0ｍ以内④ 炉室(Ｔ)内下部
垂直方向：床から架台３階ステージまで（床から約6.6ｍまで）
水平方向：炉心タンク中心から2.0ｍを超える範囲⑤ 炉室(Ｔ)内上部
垂直方向：架台３階ステージから天井まで
水平方向：炉室(Ｔ)内全範囲⑥ 炉下室(Ｔ)：炉下室(Ｔ)全範囲
3) 照射時間
照射時間は、運転間隔による放射能減衰を無視し、表４－１に示すＴＲＡＣＹ運転履歴の積算出力の合計
2.79×10３MW・ｓを、上記 1) 中性子束の規格化において設定した最大熱出力10kWで除した77.5時間（連続運転）とした。
4) 冷却時間
冷却時間は、ＴＲＡＣＹの最終運転を行った平成23年３月８日から3.7年後（平成26年12月）及び10年後（令和３年３月）に設定した。
5) 設備機器等の元素組成
設備機器等の元素組成は、表４－２に示す４種類とした。これらの組成は、同表の欄外に示した文献から引用した。
6) 評価対象核種
評価対象核種は、「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成17年11月30日文部科学省令第49号）別表第三欄に掲げる濃度に示されているものから、超ウラン元素のPu-239、Pu-241、Am-241を除いたものである。

34

166

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
1.2.2 評価結果
炉心タンクほか炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)内における主要設備機器等の放射化汚染物質の推定放射能量を表４－３に示す。推定の結果、原子炉停止後3.7年経過時（平成26年12月現在）における放射化汚染物質の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）は、それぞれ3.9×10１１Bq程度、4.0×10３Bq/ｇ程度と見積もられる。また、原子炉停止後10年経過時（令和３年３月時点）における総放射能量及び放射能濃度（全体平均）は、それぞれ1.1×10１１Bq程度、1.1
×10３Bq/ｇ程度となり、原子炉停止後約3.7年経過時の推定値に対して総放射能量は71％減、放射能濃度は72％減となる。

1.3 二次汚染物質
核燃料物質等（溶液燃料及び核分裂生成物）により汚染され二次汚染物質となる解体廃棄物の放射能量を推定するため、ＴＲＡＣＹの最終運転後3.7年経過した平成26年12月に、スミア法による設備機器等の汚染状況の調査及びサーベイメータによる機器近傍の線量率測定を行い、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP（９）の計算結果を組み合わせ、以下のとおり算出した。なお、この線量率測定値には放射化汚染物質からの放射線の寄与も含まれる
ことから、本推定放射能量は過大評価となっている。
冷却期間経過後における核分裂生成物中の主要核種の放射能割合を算出した結果、評価対象核種はウラン並
びにCs-137及びSr-90とした。表４－４に冷却期間経過後における核種の放射能量割合を示す。この放射能割合の算出には、JENDL-4.0（８）に基づくＵ-235の核分裂収率を用いた。

1.3.1 炉心タンク
炉心タンクは、ＴＲＡＣＹの過渡出力運転において溶液燃料から放出される気体状及びミスト状の放射性物質により汚染しており、二次汚染物質による放射能量が大きい機器の一つである。
炉心タンク内部の放射能量Ｃ（Bq）は、サーベイメータによる線量率測定値をＤＳ（μSv/ｈ）とし、その測定位置におけるMCNPによる単位線源強度あたりの線量率計算値をＤＭ（(μSv/ｈ)/Bq）とすると、次の関係にある。
ＤＳ (μSv/ｈ）＝ Ｃ（Bq) × ＤＭ ((μSv/ｈ)/Bq）(2-1)

よって、解体廃棄物の放射能量Ｃは、次式から算出することができる。
Ｃ ＝ ＤＳ ／ ＤＭ

(2-2)

このMCNPによる計算では、線源核種は代表核種であるCs-137とし、線量率計算位置は実測した位置に設定した。
また、炉心タンク内の溶液燃料の代表的な液位（実験計画に応じて変更するがおおよそ60cm）を考慮し、線源面を
次の２つの領域に分割した。それら各領域の線源面の放射能密度（Bq/cm２）は均一とした。
1) 底部領域（タンク底面と側面60cm高さ以下）
2) 上部領域（タンク蓋面と側面60cm高さ以上）
炉心タンク近傍の線量率測定は、タンク底部とタンク上部の２点で行った。それぞれの位置の線量率計算値には、計算位置に近い方の線源のみが寄与するとし、遠方の線源からの寄与は無視した。つまり、計算位置に近い方の線源からの線量率をⅮＭｎ、遠い方からの線量率をＤＭｆとすると、(2-2)式の二次汚染物質の放射能量Ｃは次の関係に
ある。

35

167

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
Ｃ ＝ ＤＳ ／ ＤＭｎ ≧ ＤＳ ／（ＤＭｎ＋ＤＭｆ） (2-3)
上式に示すとおり、計算位置に近い方の線源からの線量率ⅮＭｎのみを考慮することで、解体廃棄物の放射能量Ｃを
炉心タンク内の２つの線源領域それぞれにおいて保守的に評価することができる。これら２つの放射能量を合算し、解体廃棄物（炉心タンク）の放射能量とした。

1.3.2 炉心タンク以外の主要設備機器等
炉心タンク以外で放射能量が大きい気体廃棄物処理設備の槽ベント設備Ｃ内のベントガス希釈槽及び再結合器については、線源面は機器内部で均一と仮定し、第1.3.1節と同様に、二次汚染物質の放射能量を算出した。これ以外の機器・配管等については、配管の線量率測定値から推定した系統毎の表面汚染密度と内表面積を乗じて算出した。
なお、溶液燃料給排液系配管及び供給設備(Ⅱ)の貯槽については、水移送により洗浄していることから、その放射能量は槽ベント設備Ｃのそれよりも十分小さい。

1.3.3 解体廃棄物の放射能分布
解体廃棄物の各系統には核分裂生成物の代表核種Cs-137やSr-90が存在するほか、溶液燃料給排液系統には微量のウランが存在している。このうちCs-137の放射能量評価の方法は、第1.3.1節で述べたとおりである。Sr-90の割合は、Ｕ-235の核分裂収率から、Cs-137と同量とした。ウランの放射能量は、汚染状況の調査結果から、Cs-137の放射能量の９倍とした。解体廃棄物の推定放射能量を表４－５に示す。
同表に示すとおり、原子炉停止後3.7年経過時（平成26年12月現在）の解体廃棄物の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）は、それぞれ1.1×10１０Bq程度、5.0×10２Bq/ｇ程度と見積もられた。また、原子炉停止後10年経過時（令和３年３月時点）の総放射能量及び放射能濃度（全体平均）はそれぞれ9.8×10９Bq程度、4.6×10２Bq/ｇ程度となり、原子炉停止後約3.7年経過時の推定値に対して総放射能量は10％減、放射能濃度は８％減となる。

参考文献(1) K. Shibata, et. al., "Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version 3 Revision-3: JENDL-3.3," J. Nucl. Sci.
Technol. 39, 1125 (2002).
(2) K. Kosako, et. al., "THE LIBRARIES FSXLIB AND MATXSLIB-J33 BASED ON JENDL-3.3," JAERIData/Cod×10－2003-011 (2003).
(3) R. E. MacFarlane, "TRANSX 2: A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport
Codes," LA-12312-MS (1992).
(4) Oak Ridge National Laboratory, "DOORS 3.2a: One, Two- and Thre×10－Dimensional Discrete Ordinates
Neutron/Photon Transport Code System, " CCC-650 (2003).
(5) 科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編、「臨界安全ハンドブック」、にっかん書房(1988).
(6) Oak Ridge National Laboratory, "Scale: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety
Analysis and Design," ORNL/TM-2005/39, Version 6.1 (2011).

36

168

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）(7) J. C. Evans, et. al., "Long-Lived Activation Products in Reactor Materials," NUREG/CR-3474 (1984).
(8) K. Shibata, et. al., "JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering," J. Nucl. Sci. Technol. 48(1),1-30 (2011)(9) X-5 Monte Carlo Team, "MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 Volume I:
Overview and Theory," LA-UR-03-1987 (2008).

37

169

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

38

170

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

39

171

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

40

172

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

41

173

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

42

174

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

43

175

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

44

176

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

45

177

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

46

178

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

47

179

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

48

180

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

49

181

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

五 性能維持施設及試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

１．性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間

びその性能並びにそ（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書の性能を維持すべき期間に関する説明書

性能維持施設及びその性能を以下に示す。また、その性能を維持すべき期間は、本文 表７－１に示すとおりで性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能を維持すべき期間にある。

わたって以下の措置を講ずることが示されていること。
１）建屋(家)・構築物等の維持管理

1.1 原子炉本体

50

182

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等については、これらの系統及原子炉本体は、解体対象設備であり、維持すべき施設・設備に該当しない。

び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理すること。

1.2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

ＴＲＡＣＹの燃料はＳＴＡＣＹに移管されており、ＴＲＡＣＹには燃料が存在しないため、核燃料物質の取扱施設及び新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては、所要の性能を満足

貯蔵施設は維持すべき施設・設備に該当しない。

するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設備を維持管理すること。
また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な設備を維持管理すること。

1.3 原子炉冷却系統施設
原子炉冷却系統施設は、ＴＲＡＣＹには不要であり設置されていないため、維持すべき施設・設備は存在しない。

３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。
４）放射線管理施設の維持管理

1.4 計測制御系統施設

原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理区域内作業に係る計測制御系統施設は、解体対象設備であり、維持すべき施設・設備に該当しない。

放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については、適切に維持管理すること。
５）解体中に必要なその他の施設の維持管理

1.5 放射性廃棄物の廃棄施設①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業務従事者の被ばく

槽ベント設備Ｃは、解体対象設備であり、維持すべき施設・設備に該当しない。

低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴い放射性粉じんが発生する可能性

以下の設備については、保安規定に基づき維持管理する。ＳＴＡＣＹとの共用設備であるβ・γ廃液系設備のうちのある区域で原子炉施設外への放出の防止及び他区域への移行の防止のために必要な場合

極低レベル廃液貯槽、低レベル廃液貯槽について、廃止措置期間中の作業員の手洗い水を貯留するため、液体廃は、換気設備を適切に維持管理すること。

棄物の貯留性能を維持する。また、これら廃液貯槽のベントガスを処理する槽ベント設備Ｄについて、気体廃棄物の②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合には、適切な容量の処理性能を維持する。排気筒については、放出経路確保性能を維持する。

電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。
③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）については、適切な機能が確保されるよう維持管理すること。

1.6 放射線管理施設
原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び放射線業務従事者の被ばく管理を行うた

６）検査・校正

め、排気筒モニタ、室内モニタ、放射線エリアモニタ、放射線サーベイ設備について、保安規定に基づきその性能を性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置等については、維持する。

安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持できるよう適切な頻度で検査・校正を行うこと。

1.7 原子炉格納施設

７）その他の安全対策

炉室(Ｔ)及び炉下室(Ｔ)について、放射線の遮蔽及び原子炉施設外への汚染拡大を防止するため、保安規定に基原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措置を講じることが示さ

づき、遮蔽性能及び閉じ込め性能を維持する。また、炉室(Ｔ)換気空調設備について、換気性能を維持する。

れていること。
①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分し、保安のための措

1.8 その他原子炉の附属施設置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被ばくを防止するため、これらの区域に対す

第1.1項～第1.7項以外で、廃止措置期間中の施設の維持に必要なその他原子炉の附属施設について、保安規定

る立入りを制限する措置を講ずること。

等に基づき、共用換気空調設備（実験棟Ａ ＧＢ第１排気系を除く。）の換気性能、圧縮空気設備の圧縮空気供給性②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認するため、解体中

能、消火設備の消火性能、電気設備の電源供給性能、実験棟Ａ及び実験棟Ｂ（β・γ固体廃棄物保管室、試料測定の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放射線モニタ室及び廃液貯槽の設置場所のみ）の遮蔽性能及び閉じ込め性能を維持する。

リングを適確に行うこと。
③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法な接近等を防止

51

1.9 その他の安全対策

183

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）する措置を講ずること。

1.9.1 管理区域の管理④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理すること。

管理区域については、解体撤去が完了するまでの間、保安規定に基づき、区画、標識の設置、立入制限等を行

また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのないよう適切な防護措置う。

を講じること。
1.9.2 周辺環境に放出される放射性物質の管理○発電用原子炉施設においては、性能維持施設に係る維持管理方法が示されていること。また、解体撤去中の原子炉施設から周辺環境に放出される放射性物質は、保安規定に基づき管理する。このとき、放射性能維持施設の維持すべき性能が性気体廃棄物については排気筒モニタで連続的に監視し、放射性液体廃棄物については濃度を確認する。

・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会
規則第６号）第二章及び第三章

1.9.3 核物質防護

又はＴＲＡＣＹの燃料は、ＳＴＡＣＹに移管されており、ＴＲＡＣＹには燃料が存在しないことから、核物質防護の措置は必・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規要ない。

制委員会規則第１０号）第二章及び第三章の規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。

1.9.4 火災の防護設備の維持管理
火災の防護設備として、第1.8項に示す消火設備（自動火災報知設備、屋内外消火栓設備等）を維持管理する。

○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は、一般的に、試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、試験研究用等原子炉施設の解体
撤去等段階的に長期にわたり実施される。このような廃止措置期間中、試験研究用等原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施される必要がある。こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期
間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、必要に応じて廃止措置の方針・
手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。
また、試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については、試験研究用等原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去時に試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。
六 廃止措置に要す

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

る費用の見積り及び（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

その資金の調達計①廃止措置に要する費用

画に関する説明書

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。

１．廃止措置に要する費用の見積り廃止措置に要する費用の見積り額は、表６－１に示すとおり約16億円である。

２．資金の調達の方法②資金調達計画

一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画であ

実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され、それを含る。

めた費用の調達方法が明示されていること。

52

184

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

七 廃止措置の実施

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

１．廃止措置の実施体制

体制に関する説明書（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

廃止措置においては、原子力科学研究所原子炉施設設置変更許可申請書及び保安規定に記載された体制の下

１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定める以下の事項が定で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、廃止措置の実施に当たり、そめられていること。

の監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」という。）の選任及びその選任の基本方針に関する事項並びにそ①廃止措置に係る組織の職務を保安規定において明確にし、廃止措置施設保安主務者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。

②廃止措置に係る各職位の職務内容
２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者を選任する際の基本方針が定められていること。
なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）としては、
表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６は、発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、廃止措置計画認可の際には実用炉規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており、発電用原子炉が運転されないことから、法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されないこととなる。（試験研究用等原子炉においても同様とする。）

表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者ロ 法在する場合

第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）

廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者

在しない場合ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有す
る者

53

185

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

ＴＲＡＣＹ施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者
１．廃止措置に係る品質マネジメントシステム

八 廃止措置に係る試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

品質マネジメントシス（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

テムに関する説明書

この項目には以下の記載が明示されていること。

原子炉等規制法第35条第1項並びに試験炉規則第６条の３及び第15条第２項に基づき、保安規定において、理事①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとする品質マネジメントシ長をトップマネジメントとする品質マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文

ステムを定めること。

書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これら運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図る。

廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係るマネジメントシステム」を踏まえ、を効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図ることが明示されていること。

また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施す③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の設備の保守等の廃止措る。

置に係る業務が行われることが明示されていること。

「本文六 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施
設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

54

186

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（重水臨界実験装置）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

五

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

1. 解体の対象となる施設

第 16 条の 6 法第四十三条の三の二（１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

第二項の規定により廃止措置計画の１）解体する原子炉施設

設及びその敷地」に記載している原子炉及びその附属施設のうち、原子炉建屋、DP タン

認可を受けようとする者は、廃止し原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子

クヤード及び重水倉庫の全ての施設・設備、機械室建屋に設置されている放射性廃棄物のようとする試験研究用等原子炉ごと

力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員

廃棄施設の排気設備及び電気設備並びに、付属建屋に設けられている制御室、放射線管理に、次の各号に掲げる事項について会の確認を受けたときに、設置の許可は、その効力を失うこととなっている。

施設、汚染検査室及びホット実験室に設置されている内装設備である。附属施設のうち、廃止措置計画を定め、これを記載しまた、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、そ高速実験炉と共用している野外管理用固定モニタについては、廃止措置終了後に DCA の附た申請書を原子力規制委員会に提出の結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、
原

属施設としての許可は失効するが、引き続き高速実験炉の附属施設となることから、解体しなければならない。

子力規制委員会の確認を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみなされる。

対象施設には含めない。DCA の解体対象施設を表 5-1 に示す。

五前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
研開炉規則

廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
解体の対象となる施設（以下「解体対象施設」という。）は、「四 廃止措置対象施

こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原子炉施設については、原子炉施設に係る設置の許可がなされたところにより、廃解体対象施設及び管理区域の範囲を、それぞれ図 5-1 及び図 5-2 に示す。管理区域のう

止措置対象施設の範囲を特定するとともに、廃止措置対象施設のうち解体の対

ち、外部放射線に係る線量のみが「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象となる施設が示されていること。

の規定に基づく線量限度等を定める告示」（平成 28 年 4 月 1 日原子力規制委員会告示第 8号）（以下「線量限度等告示」という。
）に定める管理区域に係る値を超え、又は超えるおそ第 111 条 法第四十三条の三の三十れがある区域を第二種管理区域として、それ以外の区域を第一種管理区域とする。

四第二項の規定により廃止措置計画

２）解体の方法について認可を受けようとする者

原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染されたは、廃止しようとする発電用原子炉

物又は原子炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求めらごとに、次に掲げる事項について廃れる。

2. 廃止措置の基本方針
DCA の廃止措置における基本方針は次のとおりである。

止措置計画を定め、これを記載したすなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子炉

申請書を原子力規制委員会に提出しにあっては、原子炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用等原

なければならない。

子炉にあっては、機能停止措置（原子炉における核分裂の発生能力を除去する（2）廃止措置中の原子炉施設について、解体の各過程に応じて当該機器毎に要求される機五ことにより原子炉の機能を停止させるための措置）が講じられる必要がある。

能を、大洗研究所（南地区）原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）に基前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法（1）DCA の廃止措置は、本廃止措置計画について認可があった旨の通知を受けた日の翌日から、この計画に基づき実施する。

づき維持し、解体中の原子炉施設を適切に管理する。
原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作
業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解体撤去時期の検討等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、放射性廃棄物の処理等に関す

3. 廃止措置計画の概要
DCA の廃止措置は、次に述べる 4 段階に区分して実施する。第 4 段階の工事は、全ての燃料の搬出が終了した後に着手する。
各段階の概要は以下のとおりである。
(1) 運転停止～第 1 段階（原子炉の機能停止に係る措置：実施済）

1

187

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
る措置が講じられる必要がある。

平成 13 年 9 月の運転終了後に、炉心から燃料を全て抜き取り、燃料貯蔵庫に収納した。

ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能の時間

また、原子炉本体及び重水系設備から重水を全て抜き取って保管し、平成 14 年 1 月に解体届を届け出てから、解体に係る作業に着手した。

的減衰を図るための安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間解体の第 1 段階では、平成 14 年度までに炉心タンクに封印蓋を取り付け、燃料を装荷をかけて行われる。

できないようにし、安全棒と制御棒の解体、計測制御系統施設の機能停止、並びに起動用

こうしたことを踏まえ、中性子源の取り外し及び搬出を実施した。

〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階とその段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着燃料は第 3 段階で搬出するまでの間、燃料貯蔵庫にて安全に保管中である。
(2) 第 2 段階（燃料棒分解洗浄設備等の解体撤去：実施済）

手要件、完了要件が適切に設定されていること。

第 2 段階では、平成 15 年度から、燃料棒分解洗浄設備及び起動用中性子源装置の解体撤去を実施した。また、保管していた重水を全て搬出した。

①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段階

平成 16 年度からは、残存放射性物質の評価のための試料採取及び放射能測定を実施し試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心からており、原子炉建屋の放射線遮蔽体のコンクリート、炉心タンク等の構造材から試料を採すべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措取し、放射能測定を行った。この結果は第 3 段階以降の工事計画の策定に用いる。

置が講じられるとともに、燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管され、同設備のなお、第 2 段階以降の解体工事の進捗に伴い、機能維持が不要となった設備及び機器

解体開始前に原子炉施設外へ搬出されること。

は、機能を停止する。

原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機(3) 第 3 段階（原子炉本体等の解体撤去：実施中）

能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

第 3 段階では、原子炉本体、重水系設備、ガス系設備及び計測制御系統施設を解体撤去する。また、燃料を搬出する。
(4) 第 4 段階（原子炉建屋等の解体撤去等）②燃料体搬出後から解体撤去までの段階
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機

第 4 段階では、管理区域の解除を行い、残存する設備及び施設を解体後、原子炉建屋、能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

DP タンクヤード及び重水倉庫を解体し、廃止措置を終了した後、原子炉等規制法第 43 条の 3 の 2 第 3 項において準用する同法第 12 条の 6 第 8 項に基づく廃止措置の終了の確認③解体撤去段階を受ける。

原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染の適切な除去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。

4. 解体の方法
原子炉本体等の解体では、足場又は作業台等を設置し、主に可搬工具を使用して、炉心タ○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済

ンク、グリッド板、圧力管、カランドリア管、重水系及びガス系配管等を、切断又は分解す

燃料が取り出されていることが、認可の基準となっていることから、申請に先る。
原子炉建屋等の解体では、「九 核燃料物質による汚染の除去」に示す方法で除染を行っ

立ち炉心から燃料を取り出していること。

た後、主に可搬工具又は重機を使用して原子炉建屋を解体する。
○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間

解体対象の施設及び設備のうち、管理区域内に設置されているものは、「九核燃料物質

は、使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用による汚染の除去」に示す方法により解体を行う。管理区域内の施設及び設備の解体後、管済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等

理区域は除染を行い、汚染の状況の確認を行った上で、管理区域を順次解除する。

2

188

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）の重大事故等対処設備の解体について、その機能を維持管理する期間が適切に

なお、全ての放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物が搬出された後、それぞれの廃棄設評価されていること。

備の機能を停止した上で解体撤去し、また、原子炉建屋内の管理区域が全て解除された時点

あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。

で、放射線管理施設及び非常用電源設備を解体する。また、原子炉建屋の解体時に炉室及び炉室内クレーンも解体する。

注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験炉

付属建屋、機械室建屋及びグリッド板保管庫は解体せず、それぞれ研究開発棟、機械室建

規則、実用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」

屋、保管庫として引き続き利用する。また、放射線管理施設のうち、大洗研究所で共用してという。）を申請書に記載することが必要であるところ、将来実施する個々のいる野外管理用固定モニタについては、大洗研究所の放射線管理施設として継続して使用す工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる。廃止措置終了後の状態を図 5-3 に示す。

る場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用等原子炉本体

5. 安全対策及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその廃止措置期間中は、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策並

調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、びに原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策を講じ、運転期間中に順次廃止措置の必要な事項が記載されているものとして取り扱う。

特徴を考慮した原子炉施設の安全を確保する。

なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載

5.1 汚染の拡大防止対策事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があること

汚染の拡大防止対策を考慮に入れた作業計画を立案し、必要に応じてグリーンハウ
ス、局所排風機、粉塵収集装置、受け皿、吸収材、適切な収納容器を使用することによを確認する。

って、汚染の拡大を防止する。気体状の放射性物質については、施設内の給排気系を維持することにより施設外への放射性物質の拡散防止機能を確保する。
5.2 被ばく低減対策
ALARA の考え方に基づき放射線業務従事者及び公衆の被ばくの低減に努める。このため、あらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施すると共に、残存放射性物質及び放射性廃棄物発生量を評価し、作業計画を立案する。
また、必要に応じて適切な遮蔽の設置、局所排風機の使用、呼吸保護具の着用等により、外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止を図る。特に、炉心部及び重水系のトリチ
ウムによる汚染箇所を対象にした作業では、作業方法及び作業手順を十分に検討した上で実施する。
5.3 事故防止対策
施設・設備の解体に当たっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労働災害に対する防止対策を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行う。さらに必要に応じて訓練及び試行試験を行い、安全対策の
3

189

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
徹底を図る。特に、火災防止対策については、以下のような措置を講ずる。また、その他の具体的な一般労働災害防止対策として、停電対策、感電防止対策、墜落・落下防止対策、爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業の安全対策及び地震等、自然事象に対する安全対策を講ずる。
○火災防止対策
廃止措置期間中においても、火災警報設備及び消火設備を関係法令に基づき適切に維持管理し、解体の進捗状況に応じて必要な場所に随時配置する。火気を使用する作業では、火気使用届の事前提出等の有効な管理手段を講ずると共に、用いる器材には、できるだけ不燃性又は難燃性材料を用いて作業を行う。なお、可燃性物質は、周辺部と隔離した不燃性材料によって囲われた場所に原則として保管する。
5.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策
原子炉建屋の出入口において施錠管理等を行い、関係者以外の不法な接近及び侵入を
防止する。

4

190

５．その他の主要な事項(2)試験体減速材供給設備(1)起動用中性子源装置○

放射線遮蔽機能解体済み（中性子源は搬出済み）

・放射線障害の防止に影響するような有害な損傷等が原子炉本体の解体終了までない状態であること。

搬出済み

搬出済み

・燃料体の健全性に影響するような有害な変色等がな
全ての燃料が搬出されるまでい状態であること。

維持すべき期間（下線部、壁厚が以下のとおりであること。
・地下 ： 1.0m
・地表面より10.3mまで ：1.50m（付属建屋側、機械室建屋側）
1.35m（軽水ガス系室側、燃料取扱室側）
・地表面より10.3m以上 ： 0.5m
・天井床厚 ： 0.3m

健全性

性能

（2020/4/1 改訂）

普通コンクリート

原子炉建屋内・鉄筋コンクリート造
・地下1階（重水系室）
地上2階（炉室）○

維持すべき機能

研開炉規則

ｅ．試験体容器

燃料貯蔵庫内・種類
二酸化ウラン燃料
ウラン・アルミニウム合金燃料
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料
・寸法
燃料棒 ： 外径 約16.8mm 以下
燃料有効長 約2000mm 以下
燃料集合体 ： 外径 約170mm 以下
全長 約2500mm 以下維持の必要性

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

ｄ．炉心中央タンク

ｃ．圧力管

ｂ．カランドリア管

ａ．炉心タンク（グリッド板含む）

ｂ．軽水と重水の混合液

ａ．重水

ａ．燃料要素構成品目

機能

DCA施設の廃止措置対象（1／5）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

４．放射線遮蔽体

３．原子炉容器

２．減速材及び反射材

１．燃料体

設備等の区分

位置、構造

表5-1

試験炉規則

原
子
炉
本
体

ハ

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

5

191

計
測
制
御
系
統
施
設

３．制御設備

２．安全保護回路

試験体減速材供給系プロセス計装等

ｂ．制御棒駆動装置(2)制御材駆動設備
ａ．重水水位制御装置
給排水弁
重水系ポンプ
溢流管ｂ．制御棒(1)制御材ａ．炉心タンク内重水

ａ．原子炉停止回路

・貯蔵能力に影響するような有害な損傷等がない状態
であること。

・貯蔵能力に影響するような有害な損傷等がない状態
であること。

全ての燃料が搬出されるまで

解体済み

・燃料集合体の運搬に影響するような有害な損傷等が全ての燃料が搬出されるまでない状態であること。

・燃料集合体の組立てに影響するような有害な損傷等
全ての燃料が搬出されるまでがない状態であること。

維持すべき期間（下線部、

ガス系プロセス計装

燃料の貯蔵機能

燃料の貯蔵機能

燃料の取扱機能

燃料の取扱機能性能（2020/4/1 改訂）(2)その他の主要な計装重水系プロセス計装

○

○

○

○

維持すべき機能

研開炉規則

・燃料棒貯蔵棚
型式：トレイ収納型
貯蔵能力 ： 300本(燃料棒)

燃料貯蔵庫（Ｂ）内・燃料懸架台貯蔵能力 ： 182体(燃料集合体）

燃料貯蔵庫（Ａ）内・燃料懸架台貯蔵能力 ： 188体(燃料集合体）

原子炉建屋内・炉室内燃料運搬車
型式 ： 手押式台車
数量 ： 1台
・貯蔵庫内運搬車
数量 ： 1台

燃料取扱室内・クラスタ燃料組立装置

維持の必要性

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案(1)核計装(2)燃料貯蔵庫（Ｂ）(1)燃料貯蔵庫（Ａ）(4)燃料棒分解洗浄設備(3)燃料体運搬設備(2)燃料体分解設備(1)燃料体組立設備

構成品目

機能

DCA施設の廃止措置対象（2／5）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

１．計装

２．核燃料物質貯蔵設備

１．核燃料物質取扱設備

設備等の区分

位置、構造

表5-1

試験炉規則

ヘ

核
燃
料
物
質
の
取
扱
施
設
及
び
貯
蔵
施
設

ニ

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

6192

保管廃棄施設

原子炉建屋内３
・燃料取扱室 ： 約26m
・Pu燃料取扱室 ： 約57m３
・軽水ガス系室 ： 約57m３○

燃料取扱室内・廃棄物保管庫
廃棄物保管庫管理区域の廃棄物の保管機能・保管廃棄施設全てに１m3 容器を置いた場合は約47
個、200ℓドラム缶の場合は約185本保管できる状態であること。

・廃棄物の保管に影響するような損傷がない状態であること。
国による放射能濃度確認対象物の放射能濃度の確認が終了し、かつ全ての放射性固体廃棄物が搬出されるまで（下線部、・貯留能力に影響するような有害な損傷等がない状態 放射性液体廃棄物が発生しなくなり、かつ全ての放射性液であること。
体廃棄物が搬出されるまで・除去効率が99％以上であること。

管理区域の解除まで維持すべき期間（2020/4/1 改訂）

管理区域内の廃液の貯留機能

管理区域の排気機能

・除去効率が99％以上であること。

性能

研開炉規則

固体廃棄物廃棄設備○

DPタンク室内・廃液タンク
容量 ： 約5m3
基数 ： 2基
ａ．廃液タンクｂ．管理区域（Ｂ）系統

管理区域の排気機能維持すべき機能

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

２．液体廃棄物廃棄設備○

機械室建屋内・燃料取扱室系フィルタユニット
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 2段
基数 ： 2基
・貯蔵庫・測定室系フィルタユニット
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 2基
・排風機室排気フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ 1段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基ａ．管理区域（Ａ）系統○

維持の必要性

機械室建屋内・炉室系フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基・ホット系フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基

ｃ．試験体急速排水装置

ｂ．安全棒駆動装置(2)主要な機器
ａ．重水ダンプ装置

ｂ．試験体内減速材(1)制御材
ａ．安全棒

構成品目

機能

DCA施設の廃止措置対象（3／5）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

放
射
性
廃
棄
物
の
廃
棄
施
設

１．気体廃棄物廃棄施設

４．非常用制御設備

設備等の区分

位置、構造

表5-1

試験炉規則

ト

計
測
制
御
系
統
施
設

ヘ

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

7

193

―

○

○

原子炉建屋内・容量 ： 主巻5t/補巻1ｔ
・数量 ： 1基
炉室内クレーン○

原子炉建屋内、機械室建屋内
・排気ダンパ・バタフライ弁

壁厚が以下のとおりであること。
・地下 ： 1.0m
・地表面より10.3mまで ：1.50m（付属建屋側、機械室建屋側）
1.35m（軽水ガス系室側、燃料取扱室側）
・地表面より10.3m以上 ： 0.5m
・天井床厚 ： 0.3m

排気ダンパ

遮蔽扉

炉室

炉室内の解体物を移動するための機能

管理区域の排気の調節機能構造物としての機能

野外の空間線量の監視機能

原子炉建屋の解体開始まで（大洗研究所の共用施設であるため撤去対象外）

・荷の移動ができる状態であること。

原子炉建屋の解体開始まで

・排気ダンパとバタフライ弁が円滑に作動する状態であ
管理区域の解除までること。

・放射性物質が漏えいするような有害な損傷等がない状態であること。

・空間線量率を測定できる状態であること。

･排気中の放射性物質の濃度を測定できる状態である
排気中の放射性物質の濃度の監視機能 こと。
管理区域の解除まで・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する状態であること。

･空気中の放射性物質の濃度を測定できる状態であること。
管理区域の解除まで・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する状態で
あること。

（下線部、

原子炉建屋内・鉄筋コンクリート造
・地下1階（重水系室）
地上2階（炉室）

維持すべき期間

・線量当量率を測定できる状態であること。
・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する状態で 管理区域の解除まで
あること。

性能

（2020/4/1 改訂）○○

機械室建屋内・排気口（A）用αダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm
・排気口（A）用β（γ）ダストモニタ
指示範囲 : 1～106 cpm
・排気口（A）用ガスモニタ
指示範囲 ： 10-14 ～10-10 A
排風機室内・排気口（B）用αダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm

放射線管理モニタとしての機能

放射線管理モニタとしての機能維持すべき機能機能

研開炉規則

周辺監視区域及びその周辺区域
・野外管理用固定モニタ
指示範囲 ： 10-2 ～105 μGy/h○○維持の必要性

機械室建屋内・炉室用β（γ）ダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm

原子炉建屋内・ガンマ線エリアモニタ
指示範囲
重水系室、炉室2階 ： 10-2 ～102 mSv/h
軽水ガス系室、燃料取扱室、燃料貯蔵庫（B) ：10-3 ～101 mSv/h

位置、構造

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案(2)野外管理用固定モニタ(1)排気モニタ
排気口（A）
排気口（B)

炉室用β（γ）ダストモニタ(2)ダストモニタ
プルトニウムダストモニタ

中性子エリアモニタ（炉室１階及び制御室）(1)エリアモニタ
ガンマ線エリアモニタ（炉室１階及び制御室以外）

構成品目

DCA施設の廃止措置対象（4／5）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原
子
炉
格
納
施
設

２．屋外管理用の主要な設備

１．屋内管理用の主要な設備

設備等の区分

表5-1

試験炉規則

リ

放
射
線
管
理
施
設

チ

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

8194

維持すべき期間

・外部電源喪失時に、蓄電池の負荷設備に給電できる管理区域の解除まで状態であること。

性能

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、(2)重水系設備

放射線管理施設の電源としての機能維持すべき機能

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(1)ガス系設備○

維持の必要性機能

DCA施設の廃止措置対象（5／5）

機械室建屋内・容量 ： 15kVA(№1及び№2交互切替）／インバータ
・方式 ： バッテリ浮遊式
・保持時間 ： 約30分以上

位置、構造

表5-1

試験炉規則

３．その他主要な事項(c)実験用反射材(b)実験用線源(2)炉心挿入物(a)実験用吸収体(1)パルス中性子発生装置

２．主要な実験設備(2)非常用発電機(1)蓄電池構成品目

ヌ

１．非常用電源設備

設備等の区分

そ
の
他
原
子
炉
の
附
属
施
設

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

9

195

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

10

196

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

11

197

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

12

198

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

六

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

う。）

六（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設

1. 廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理：変更箇所）（2020/4/1 施行）

性能維持施設廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」とい公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措

DCA に残存している各施設・設備のうち、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射置対象施設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案された核性廃棄物の処理処分、放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減に必要な設備等、性能

燃料物質による汚染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順等の措置との維持施設については、解体の各過程に応じて要求される性能を保安規定に基づき維持するこ関係において、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設（以下「性能維持施設」ととし、廃止措置期間中の DCA を適切に管理する。

という。）が、廃止措置期間を見通した廃止措置の段階ごとに適切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的な考え方が示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごとに示されてい
ること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

七研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

性能維持施設の位置、構造及び七

性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間｢試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則｣（昭和 32 年 12 月 9 日総理設備並びにその性能並びにその性能（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維

府令第 83 号）第 3 条の 8 及び第 3 条の 9 に定める定期事業者検査を行う対象設備を含め、を維持すべき期間

持すべき期間性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表 7-（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並び1 に示す。

研開炉規則

にそ

七

性能維持施設の位置、構造及びの性能並びにその性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここで示を導入する場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを解体工設備並びにその性能、その性能を維される性能維持施設の性能については、性能維持施設が維持すべき機能ごと

事着手前までに、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

持すべき期間並びに研開炉技術基準に、その性能を満たすために必要な仕様等（以下単に「必要な仕様等」という。）

規則第二章及び第三章に定めるとこが示されていること。

ろにより難い特別の事情がある場合
はその内容

また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備

また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業
務従事者の受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、
専ら廃止措置で使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することが示されていること。
研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持すること、必要な仕様等を満たすこと等が示されているこ
13

199

・燃料棒貯蔵棚
型式：トレイ収納型
貯蔵能力 ： 300本(燃料棒)

燃料の貯蔵機能

燃料の貯蔵機能

燃料貯蔵庫（Ａ）内・燃料懸架台貯蔵能力 ： 188体(燃料集合体）
燃料貯蔵庫（Ａ）

燃料貯蔵庫（Ｂ）

燃料の取扱機能

原子炉建屋内・炉室内燃料運搬車
型式 ： 手押式台車
数量 ： 1台
・貯蔵庫内運搬車
数量 ： 1台
燃料体運搬設備

・貯蔵能力に影響するような有害な損傷等がない状態であること。

・貯蔵能力に影響するような有害な損傷等がない状態であること。

・燃料集合体の運搬に影響するような有害な損傷等がない状態であること。

全ての燃料が搬出されるまで全ての燃料が搬出されるまで（下線部、全ての燃料が搬出されるまで（2020/4/1 改訂）

・燃料集合体の組立てに影響するような有害な損傷等がない状態であること。

原子炉本体の解体終了まで

全ての燃料が搬出されるまで維持すべき期間

研開炉規則

燃料貯蔵庫（Ｂ）内・燃料懸架台貯蔵能力 ： 182体(燃料集合体）

燃料の取扱機能

燃料取扱室内・クラスタ燃料組立装置
燃料体組立設備・放射線障害の防止に影響するような有害な損傷等がない状態であること。

・燃料体の健全性に影響するような有害な変色等がない状態であること。

性能

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

核燃料物質貯蔵設備

放射線遮蔽機能健全性維持すべき機能

壁厚が以下のとおりであること。
・地下 ： 1.0m
・地表面より10.3mまで ：1.50m（付属建屋側、機械室建屋側）
1.35m（軽水ガス系室側、燃料取扱室側）
・地表面より10.3m以上 ： 0.5m
・天井床厚 ： 0.3m

原子炉建屋内・鉄筋コンクリート造
・地下1階（重水系室）
地上2階（炉室）

燃料貯蔵庫内・種類
二酸化ウラン燃料
ウラン・アルミニウム合金燃料
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料
・寸法
燃料棒 ： 外径 約16.8mm 以下
燃料有効長 約2000mm 以下
燃料集合体 ： 外径 約170mm 以下
全長 約2500mm 以下

位置、構造

普通コンクリート

燃料要素

構成品目

性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間（1／3）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

核燃料物質取扱設備

放射線遮蔽体燃料体設備等の区分

表7-1

試験炉規則

核
燃
料
物
質
の
取
扱
施
設
及
び
貯
蔵
施
設

原
子
炉
本
体

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）
と。

14

200

放
射
性
廃
棄
物
の
廃
棄
施
設

施設区分

保管廃棄施設国による放射能濃度確認対象物の放射能濃度の確認が終了し、かつ全ての放射性固体廃棄物が搬出されるまで（下線部、・保管廃棄施設全てに１m3 容器を置いた場合は約47個、200ℓドラム缶の場合は約185本保管できる状態であること。

（2020/4/1 改訂）

・廃棄物の保管に影響するような損傷がない状態であること。

研開炉規則

管理区域の廃棄物の保管機能

燃料取扱室内・廃棄物保管庫
廃棄物保管庫

放射性液体廃棄物が発生しなくなり、かつ全ての放射性
液体廃棄物が搬出されるまで

管理区域の解除まで維持すべき期間

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

・貯留能力に影響するような有害な損傷等がない状態であること。

・除去効率が99％以上であること。

・除去効率が99％以上であること。

性能

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子炉建屋内・燃料取扱室 ： 約26m３
・Pu燃料取扱室 ： 約57m３
・軽水ガス系室 ： 約57m３

管理区域内の廃液の貯留機能

DPタンク室内・廃液タンク
容量 ： 約5m3
基数 ： 2基
廃液タンク

管理区域の排気機能維持すべき機能

管理区域の排気機能

機械室建屋内・炉室系フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基・ホット系フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基

位置、構造性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間（2／3）

機械室建屋内・燃料取扱室系フィルタユニット
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 2段
基数 ： 2基
・貯蔵庫・測定室系フィルタユニット
構成 ： 粗フィルタ １段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 2基
・排風機室排気フィルタケーシング
構成 ： 粗フィルタ 1段
微粒子除去フィルタ 1段
基数 ： 1基管理区域（Ｂ）系統

管理区域（Ａ）系統

構成品目

表7-1

試験炉規則

固体廃棄物廃棄設備

液体廃棄物廃棄設備

気体廃棄物廃棄施設

設備等の区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

15

201

非常用電源設備

機械室建屋内・容量 ： 15kVA(№1及び№2交互切替）／インバータ
・方式 ： バッテリ浮遊式
・保持時間 ： 約30分以上

放射線管理施設の電源としての機能

炉室内の解体物を移動するための機能

原子炉建屋内・容量 ： 主巻5t/補巻1ｔ
・数量 ： 1基
炉室内クレーン

蓄電池

管理区域の排気の調節機能

原子炉建屋内、機械室建屋内
・排気ダンパ・バタフライ弁
排気ダンパ

構造物としての機能

原子炉建屋の解体開始まで

原子炉建屋の解体開始まで

・外部電源喪失時に、蓄電池の負荷設備に給電
管理区域の解除までできる状態であること。

・荷の移動ができる状態であること。

・排気ダンパとバタフライ弁が円滑に作動する状
管理区域の解除まで態であること。

・放射性物質が漏えいするような有害な損傷等がない状態であること。

（大洗研究所の共用施設であるため撤去対象外）（下線部、壁厚が以下のとおりであること。
・地下 ： 1.0m
・地表面より10.3mまで ：1.50m（付属建屋側、機械室建屋側）
1.35m（軽水ガス系室側、燃料取扱室側）
・地表面より10.3m以上 ： 0.5m
・天井床厚 ： 0.3m・空間線量率を測定できる状態であること。

（2020/4/1 改訂）

炉室

野外の空間線量の監視機能

周辺監視区域及びその周辺区域
・野外管理用固定モニタ
指示範囲 ： 10-2 ～105 μGy/h
野外管理用固定モニタ

研開炉規則

原子炉建屋内・鉄筋コンクリート造
・地下1階（重水系室）
地上2階（炉室）･排気中の放射性物質の濃度を測定できる状態
排気中の放射性物質の濃度の監視機能 であること。
管理区域の解除まで・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する状態であること。

排気モニタ
排気口（A）
排気口（B)･空気中の放射性物質の濃度を測定できる状態
であること。
管理区域の解除まで・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する状態であること。
機械室建屋内・排気口（A）用αダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm
・排気口（A）用β（γ）ダストモニタ
指示範囲 : 1～106 cpm
・排気口（A）用ガスモニタ
指示範囲 ： 10-14 ～10-10 A
排風機室内・排気口（B）用αダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm

放射線管理モニタとしての機能

機械室建屋内・炉室用β（γ）ダストモニタ
指示範囲 ： 1～106 cpm

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

そ
の
他
原
子
炉
の
附
属
施
設

維持すべき期間

・線量当量率を測定できる状態であること。
・警報作動値の誤差±5％以内で警報を発する 管理区域の解除まで状態であること。

性能

ダストモニタ
炉室用β（γ）ダストモニタ

放射線管理モニタとしての機能維持すべき機能

原子炉建屋内・ガンマ線エリアモニタ
指示範囲
重水系室、炉室2階 ： 10-2 ～102 mSv/h
軽水ガス系室、燃料取扱室、燃料貯蔵庫（B) ：10-3 ～101 mSv/h

位置、構造

エリアモニタ
ガンマ線エリアモニタ（炉室１階及び制御室以外）

構成品目

性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間（3／3）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準―

屋外管理用の主要な設備

屋内管理用の主要な設備

設備等の区分

表7-1

試験炉規則

原
子
炉
格
納
施
設

放
射
線
管
理
施
設

施設区分

設備

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

16

202

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

八

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号

1. 核燃料物質の現状及び搬出の方針

八（４）核燃料物質の管理及び譲渡し：変更箇所）（2020/4/1 施行）

核燃料物質の管理及び譲渡し核燃料物質の管理及び譲渡しDCA で使用した燃料は、廃止措置着手前に炉心から取り出し、現在は核燃料物質の貯蔵施廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡され設において安全に保管されている。現在の保有量は約 28 トンである。

ること等を示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済これらの燃料は、廃止措置を完了するまでに譲渡しを行うものとし、ウラン・アルミニウ

燃料の処分の方法」に従い、適切な譲渡し等の措置が示されており、核燃料物

ム合金燃料は、原子力の平和的利用に関する協力のための日本国政府とアメリカ合衆国政府

質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確との間の協定に基づき米国のエネルギー省に引き渡す。その他の燃料については、国内の他認する。

施設に引き渡す。

① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されるこ

2. 核燃料物質の保管及び搬出について講じる措置並びに安全確保と。

DCA で使用した燃料は、核燃料物質の貯蔵施設において、施設の包蔵機能、保障措置及び② 核燃料物質の保管

核物質防護措置を維持しつつ安全に保管する。また、燃料については定期的に検査を行い、核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。

その健全性が維持されていることを確認する。

③ 核燃料物質の搬出、輸送

燃料の搬出においては、原子炉等規制法及び「核燃料物質等の工場又は事業所の外におけ

核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられるこる運搬に関する規則（昭和 53 年総理府令第 57 号）」を遵守するとともに、計量管理を確実と。

に実施するとともに、作業員の内部被ばく及び核燃料物質又は核分裂生成物の環境への放出④ 核燃料物質の譲渡し先の対策として、燃料の積み降ろしでの落下等による損傷が起こらないよう、事前に作業手順○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号の確認を十分に行うとともに、クレーン、吊具等の点検についても十分に行うものとする。

○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号

また、搬出の前に燃料の健全性の確認、表面汚染が無いことの確認を行う。
燃料の輸送時の安全性を確保するため、事前に必要な遮蔽性能を評価し、これを十分に満の規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。

たすことが確認された輸送容器を使用する。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

残存放射能は放射化が主体であり、化学的、物理的方法による表面除染では大きな効果が

九（５）核燃料物質による汚染の除去期待できない。また、残存放射能も比較的軽微であり時間的減衰措置の必要性も少ないこと

廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前評から、除染の方法としては、第 3 段階以降での解体撤去による除去、即ち汚染の存在する機

価結果、器及び設備の解体撤去、また、放射線遮蔽体のコンクリートを残存放射能の測定結果を考慮

汚染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。

した上で原子炉側の内面を所定の厚さ分削り取るなどの方法により行うものとする。

核燃料物質による汚染の除去

九

核燃料物質による汚染の除去

汚染の除去の主要手順を図 9-1 に、管理区域解除までの汚染の除去の方法を表 9-1 に示す。
解体撤去による汚染の除去においては、放射性物質の拡散防止の措置を講じながら行う。
また、第 2 段階の工事で実施する残存放射性物質の評価のための試料採取及び放射能測定の結果を踏まえ、放射能濃度の確認を受けた上で、放射性物質として扱う必要のない物及び放
17

203

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
射性廃棄物でない廃棄物となる物を適切に区分することにより、放射性廃棄物発生量の低減
を図る。

18

204

－

作業区域にグリーンハウス、局所排気装置等を設置する。

を切断・分解し 、撤去す・ 施設内の給排気系を維持する。

スク、防護衣等を用いる。

・ 内部被ばく防止のため、必要に応じて防護マ

・ 放射性粉塵の飛散防止のため、必要に応じてス系設備及びガ ス系配管ること。

機器を解体撤去すガス系設備の対象

ること。

（下線部、

・主に可搬工具を用いて、ガ・ 施設内の給排気系を維持する。

スク、防護衣等を用いる。

・ 内部被ばく防止のため、必要に応じて防護マ

局所排気装置等を設置する。

め、必要に応じて作業区域にグリーンハウス、 機 器 を 解 体 撤 去 す（2020/4/1 改訂）

る。

終了要件
重水系設備の対象

研開炉規則

及び配管等

ガス系設備

る。

を切断・分解し 、撤去す

水系設備及び重 水系配管

安全確保対策・ トリチウム及び放射性粉塵の飛散防止のた

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

室及び炉室

工事概要
・主に可搬工具を用いて、重発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

解体撤去

－

着手要件

管理区域解除までの汚染の除去の方法（1/4）

試験炉規則②ガス系設備の

解体撤去

軽水ガス系

及び配管等
①重水系設備の

の解体撤去

び炉室

対象機器
重水系設備

場所
重水系室及

工事件名
(1) 原 子 炉 本 体 等

表 9-1

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

19

205

炉室

解し、撤去する。

完了していること。
ク、及び試験体容器

・ 施設内の給排気系を維持する。

る。

じて防護マスク、防護衣等を用い・ 内部被ばく防止のため、必要に応置等を設置する。

域にグリーンハウス、局所排気装防止のため、必要に応じて作業区

・ トリチウム及び放射性粉塵の飛散ること。

機器を解体撤去す原子炉本体の対象（下線部、て、各機器を切断・分・主に可搬工具を用い撤去すること。

の対象機器を解体（2020/4/1 改訂）

設備の解体撤去が・ 施設内の給排気系を維持する。

る。

じて防護マスク、防護衣等を用い・ 内部被ばく防止のため、必要に応置等を設置する。

域にグリーンハウス、局所排気装

計測制御系統施設

研開炉規則

管、圧力管、炉心中央タン

重水系及びガス系

解し、撤去する。

防止のため、必要に応じて作業区

・ トリチウム及び放射性粉塵の飛散

終了要件

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

炉心タンク、カランドリア

完了していること。

て、各機器を切断・分・主に可搬工具を用い安全確保対策

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

解体撤去

装置

装置、及び試験体急速排水

水ダンプ装置、安全棒駆動

去

設備の解体撤去が

工事概要

試験炉規則

②原子炉本体の④

着手要件

管理区域解除までの汚染の除去の方法（2/4）

制御棒、重水水位制御装置、 重 水 系 及 び ガ ス 系

対象機器
制御棒駆動装置、安全棒、重炉室等

場所
施設の解体撤①計測制御系統
③

工事件名

表 9-1

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

20

206

炉室及び遮蔽扉

燃料物質貯蔵設備

体運搬設備及び核料体分解設備、燃料

着手要件

工事概要

安全確保対策用いる。

い、必要に応じて除染を行う。

域を解除する。

廃棄物廃棄施設を除く管理区

体廃棄物廃棄設備並びに気体確認を行った上で、液体及び固・ 施設内の給排気系を維持する。

応じて防護マスク、防護衣等をては、汚染の状況の確認を行・除染が完了次第、汚染の状況の・ 内部被ばく防止のため、必要に置する。

削り取りによる除染を行う。
・原子 炉建 屋の 他の 部分 に つい

ンハウス、局所排気装置等を設

子炉側の必要な部位に対して

いること。

と。

理区域を 解除す るこ

く、原子 炉建屋 の管廃棄物廃 棄施設 を除廃棄設備 並びに 気体

液体及び 固体廃 棄物

解除すること。

撤去し、 管理区 域を取扱室の 機器を 解体（下線部、

必要に応じて作業区域にグリー

終了要件
燃料貯蔵 庫及び 燃料（2020/4/1 改訂）

・ 放射性粉塵の飛散防止のため、・ 施設内の給排気系を維持する。

用いる。

応じて防護マスク、防護衣等を・ 内部被ばく防止のため、必要に置する。

ンハウス、局所排気装置等を設

必要に応じて作業区域にグリー・ 放射性粉塵の飛散防止のため、

研開炉規則

搬工具または重機を用いて、原・炉室及び遮蔽扉については、可理区域を解除する。

に応じて除染を行った上で管・汚染の状況の確認を行い、必要を切断・分解し、撤去する。

・主に可搬工具を用いて、各機器

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

搬出が終了してすべての燃料のいること。

搬出が終了してすべての燃料の発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

の除染

対象機器
燃料体組立設備、燃管理区域解除までの汚染の除去の方法（3/4）

試験炉規則② 原子炉建屋等撤去

蔵施設の解体

原子炉建屋

扱室① 核燃料物質取扱施設及び貯

及び燃料取

の解体撤去

場所
燃料貯蔵庫

工事件名
(1) 原 子 炉 建 屋 等
(2)

表 9-1

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

21

207

に応じて除染を行った上で出が終了していること。

管理区域を解除する。

染の状況の確認を行い、必要

ンス検認エリアについて、汚・廃棄物保管庫等の、クリアラ
し、放射性固体廃棄物の搬
廃棄物保管庫放射能濃度確認対象物の撤去

保管廃棄施設

放射能濃度の確認が終了

原子炉建屋が解除されていること。

切断・分解し、撤去する。

く、原子炉建屋の管理区域

棄設備の解体⑤ 固体廃棄物廃③

建屋撤去

区域(A)及び(B)系統の機器を・主に可搬工具を用いて、管理
固体廃棄物廃棄設備を除(B)系統の機器を解管 理 区 域 (A) 及 び

解除を終了するこ

全ての管理区域のを解除すること。

る。

じて防護マスク、防護衣等を用い・ 内部被ばく防止のため、必要に応

ウス、局所排気装置等を設置する。 と。

要に応じて作業区域にグリーンハ・ 放射性粉塵の飛散防止のため、必る。

じて防護マスク、防護衣等を用い・ 内部被ばく防止のため、必要に応

ウス、局所排気装置等を設置する。 体撤去し、管理区域

要に応じて作業区域にグリーンハ・ 放射性粉塵の飛散防止のため、必

ること。

（下線部、

気体廃棄物廃棄施設及び・ 施設内の給排気系を維持する。

る。

じて防護マスク、防護衣等を用い・ 内部被ばく防止のため、必要に応（2020/4/1 改訂）

及び(B)系統

管 理 区 域 (A)で管理区域を解除する。

終了していること。

管類を解体撤去し、ウス、局所排気装置等を設置する。 管 理 区 域 を 解 除 す

要に応じて作業区域にグリーンハ

終了要件
廃液タンク及び配

研開炉規則

及び機械室

要に応じて除染を行った上安全確保対策・ 放射性粉塵の飛散防止のため、必重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

原子炉建屋

・汚染の状況の確認を行い、必射性液体廃棄物の搬出が解し、撤去する。

タンク及び配管類を切断・分の管理区域が解除され、放棄施設を除く、原子炉建屋

設備並びに気体廃棄物廃工事概要
・主に可搬工具を用いて、廃液

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

棄施設の解体

クヤード

撤去

液体及び固体廃棄物廃棄着手要件

管理区域解除までの汚染の除去の方法（4/4）

試験炉規則④ 気体廃棄物廃②

及び配管類

び DP タ ン
棄設備の解体

対象機器
廃液タンク

場所
重水倉庫及

工事件名

③ 液体廃棄物廃
①

表 9-1

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

22

208

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

原子炉本体等の解体撤去
重水系設備の解体撤去
ガス系設備の解体撤去
原子炉本体及び計測制御系統施設の解体撤去

燃料の搬出

原子炉建屋等の解体撤去等

核燃料物質取扱施設及び貯蔵施設の解体撤去

炉室、燃料貯蔵庫等の管理区域解除

放射性液体廃棄物の搬出終了
液体廃棄物廃棄設備の解体撤去
液体廃棄物廃棄設備の管理区域解除

重水倉庫及びＤＰタンクヤードの解体

気体廃棄物廃棄施設の解体撤去

放射能濃度確認対象物の放射能濃度の測定

原子炉建屋等の除染

気体廃棄物廃棄施設の管理区域解除
放射性固体廃棄物の搬出終了
固体廃棄物廃棄設備の解体撤去
汚染の除去の終了

原子炉建屋等の解体

図 9-1 汚染の除去の主要手順

23

209

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

十

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

1. 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の方法

十（６）核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄：変更箇所）（2020/4/1 施行）

核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

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
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の方法は、次のとおりである。

廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うこ

1.1 放射性気体廃棄物
気体廃棄物は、気体廃棄物廃棄施設の排気系の高性能フィルタでろ過した後、排気モニタとが示されていること。
なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間は、により放射性物質の濃度が、線量限度等告示に定める濃度限度以下であることを連続監視し当該施設の放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されていること。

ながら排気口から放出する。

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じる
ことが示されていること。

1.2 放射性液体廃棄物
液体廃棄物は、液体廃棄物廃棄設備によって、廃液タンクに一時貯留した後、放射性物質①放射性気体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉の運の濃度を測定し、線量限度等告示に定める Sr-90 の濃度限度以下のものについては、一般排転中における取扱いと同様に措置されること。

水溝へ排出する。Sr-90 の濃度限度を超えるものについては、国立研究開発法人日本原子力②放射性液体廃棄物の廃棄研究開発機構大洗研究所の廃棄物管理施設（以下「廃棄物管理施設」という。）へ搬出する。

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の運なお、一般排水溝への排出においては、現状どおり年間の放射能放出量が 3.7×107(Bq)を超転中における取扱いと同様に措置されること。

えないよう管理する。

③放射性固体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性物

1.3 放射性固体廃棄物

質による汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理及び保管

固体廃棄物は、材質、性状及び放射能レベルに応じて区分し、減容処理を考慮して適切に等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適分類し、廃棄物管理施設へ搬出する。廃棄物管理施設の保管容量を超えないように、解体計

切に防止できるよう措置された設備等が用いられること。

画の管理を行う。なお、固体廃棄物は、第一種管理区域で区分・分類し、廃棄物管理施設へ

また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、それ搬出するまでの間、原子炉建屋第一種管理区域内の保管廃棄施設に保管する。保管廃棄施設

らを適切に廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

の位置を図 5-2 に示す。
2. 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の推定発生量2.1 気体廃棄物(1) 放射性希ガス及び放射性よう素原子炉の運転が行われないこと及び保管中の燃料の健全性を定期的に確認することか
ら、放出はないものとする。
(2) トリチウム
トリチウムについては、主にコンクリート中の放射化放射性物質及び配管、機器類に付着した汚染放射性物質に含まれるものが、解体工事期間中を通じて放出される。解体工事に伴い、解体対象物に含まれるトリチウムの全量が環境中に放出されるものと仮定
し、放出量を以下のとおり評価した。
24

210

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
解体対象物に含まれるトリチウムの量は、｢添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に示した方法で次のとおり推定される。放射化汚染物質として、放射線遮蔽体のコンクリート及び鉄筋中に 9.6×108(Bq)及び機器類中に 7.2×105(Bq) 1) が含まれる。また、二次汚染物質として、炉心タンク等の機器類表面には汚染表面積 1,093(m2) 1) に推定トリチウ
ム吸着密度 1.2×10-1(Bq/cm2) 2) を乗じて 1.3×106(Bq) 、原子炉建屋コンクリート中には放射線遮蔽体コンクリートの推定最大トリチウム濃度 0.3(Bq/g) 2) に放射性廃棄物対象コンクリート最大重量 2,157(t) 1) を乗じて 6.5×108(Bq) が含まれると評価される。
以上から、トリチウム放出量の総計は最大 1.6×109(Bq)と推定される。
(3) 放射性粉塵
放射性粉塵の発生のおそれがある機器類の切断作業及び撤去工事に当たっては、必要に応じて粉塵収集装置、高性能フィルタ付局所排気装置を設置するので、放射性粉塵の環境への放出は無い。
2.2 液体廃棄物
解体に係る工事中に今後発生する液体廃棄物としては、プール水 60(ｍ3)の発生が見込まれる。また、解体作業に伴う手洗い水については、1 か月当たり約 10(ｍ3)の発生が見込まれることから 2)、
管理区域解除までの解体作業期間を 6(年)と見積り、解体期間全体で約 720(ｍ3)発生するものと推定される。以上より、今後発生する液体廃棄物の総量は、約 780(ｍ3)と見込まれる。
なお、プール水及び手洗い水において、現状で有意な放射能は検出されていない。
2.3 固体廃棄物
解体に係る工事中に発生する放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の発生量を、図面及び現場調査によって推定した 1)。推定結果を表 10-1 に示す。なお、放射性廃棄物の量には「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則（平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）」の規定に基づく放射能濃度確認対
象物（以下「放射能濃度確認対象物」という。）を含む。
ここで、放射線遮蔽体内側の金属等は放射性廃棄物に区分した。また、放射線遮蔽体のコ
ンクリートは、JPDR の例により、放射線遮蔽体内表面から 40(cm)までの深さの範囲を放射性廃棄物に区分したが、削り取りによる除染の実施に当たっては、第 2 段階における残存放射性物質の評価のための試料採取及び放射能測定の結果を用い、削り取り深さの合理化を図るものとする。
25

211

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
放射線遮蔽体の外側の金属及びコンクリートについては、過去の汚染検査の実績及び使用履歴に基づいて区分した。
｢添付書類四核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書｣の｢1.(2)1)③｣に示すとおり、主な構造材の放射化による汚染濃度はクリアランスレベルを十分に下回っていると評価されていることから、放射性廃棄物の大半が放射能濃度確認対象物に該当す
るものと考えられる。
3. 放射性廃棄物等の廃棄の方法
3.1 気体廃棄物
気体廃棄物は、DCA の排気系の高性能フィルタでろ過した後、排気モニタ等により放射性物質の濃度が、線量限度等告示に定める濃度限度以下であることを連続監視しながら排気口から放出する。
2.1 項に述べた気体廃棄物の発生量に対して、｢添付書類二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書｣の｢1.2.2 公衆の被ばく｣で評価したとおり、安全上の問題は考えられない。
3.2 液体廃棄物
液体廃棄物は、DCA の廃液タンクに一時貯留した後、放射性物質の濃度を測定し、線量限度等告示に定める Sr-90 の濃度限度以下のものについては、一般排水溝へ排出する。Sr-90の濃度限度を超えるものについては、廃棄物管理施設へ搬出する。なお、一般排水溝への排出においては、現状どおり年間の放出管理目標値として、放射能放出量 3.7×107(Bq)を超えないよう管理する。
2.2 項に述べた液体廃棄物の発生量に対して、廃液タンクの容量：10(ｍ3)より、手洗い水
は 1(回/月)程度の搬出にとどまると考えられることから、液体廃棄物の処理能力について問題はない。
3.3 固体廃棄物及び放射性廃棄物として扱う必要がない物
解体撤去した物品は、材質、性状及び放射能レベルに応じて区分し、放射性廃棄物として扱う必要のあるものは、放射性固体廃棄物として減容処理を考慮して適切に分類し、廃棄物管理施設へ搬出する。
ただし、放射能濃度確認対象物に該当するものは、原子炉等規制法第 61 条の 2 の規定に基づく放射能濃度についての確認を受けた後、放射性廃棄物として扱う必要がないと認められたものについては、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行う。
26

212

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
放射性廃棄物、放射能濃度確認対象物は、施設から搬出するまでの間、原子炉建屋 1 階(2箇所)及び 2 階(1 箇所)の保管廃棄施設に保管する。可燃性の放射性廃棄物は、放射性物質が漏えいし難い構造の金属製容器等に収納する。保管廃棄施設の位置を図 5-2 に示す。
放射性廃棄物、放射能濃度確認対象物の区分作業は、原子炉建屋第一種管理区域内において給排気系を運転しつつ実施することにより、放射性物質の建屋外への飛散防止を担保する。また、必要に応じてグリーンハウス、局所排風機、粉塵を収集するための機器を用いる。
2.3 項に述べたとおり、放射性廃棄物の大半が放射能濃度確認対象物に該当するものと考えられることから、DCA の解体工事により発生する放射性廃棄物の発生量に対する廃棄物管理施設の受け入れ容量は十分であるが、廃棄物管理施設の保管容量を超えないように、解体計画を管理する。
4. 参考文献
1）吉澤俊司、今野将太郎、谷本健一、八木昭、羽様平、遠藤浩太郎：重水臨界実験装置（DCA）放射化インベントリの評価（Ⅱ）、JNC TN9410 2001-027 (2001)
2）今野将太郎、福田誠司、吉澤俊司、羽様平、遠藤浩太郎、橋本周：重水臨界実験装置（DCA）廃止措置における放射性廃棄物に関する評価、JNC TN9410 2002-015 (2002)

27

213

計

31.5

その他

166

金属

2,157

―

その他

コンクリート2,136

コンクリート110

2,354.5※1

2,246

総重量約 9,494.5t。

※1：この他、「放射性廃棄物でない廃棄物」の推定発生量は、約 7,140t（金属約 135t、コンクリート約 7,005t）と推定。合わせて合

放射性物質として扱う必要がない物

金属

31.5

その他

（下線部、

炉心タンク、炉心中央タン
ク、試験体容器、炉室内ク
レーン等（2020/4/1 改訂）

108.5

研開炉規則

56

―

―

量（t）

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

21

金属

グリッド板、炉心タンク支
持台等

―

―

重

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

コンクリート

―

―

材 質

―

―

種 類

試験炉規則

放射能レベルが極めて低い物（トレンチ処分相当）

放射能レベルが低い物
低レベル放射性（ピット処分相当）
廃棄物

放射能レベルが比較的高い物（余裕深度処分相当）

放射能レベル区分

表 10-1 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の推定発生量

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

28

214

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

十一 廃止措置の工程

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

十一（７）廃止措置の工程：変更箇所）（2020/4/1 施行）

廃止措置の工程

DCA の廃止措置全体工程を表 11-1 に示す。各工程の概要は、次のとおりである。
1. 運転停止～第 1 段階（原子炉の機能停止に係る措置：実施済）

原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原子平成 14 年度までに炉心タンクに封印蓋を取り付け、燃料を装荷できないようにし、安全炉の機能停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわ棒と制御棒の解体、計測制御系統施設の機能停止並びに起動用中性子源の取り外し及び搬出たり実施される。このような廃止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に当たっを実施した。

ては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保2. 第 2 段階（燃料棒分解洗浄設備等の解体撤去：実施済）

安のために必要な原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施されること。

平成 15 年度から、燃料棒分解洗浄設備及び起動用中性子源装置を解体撤去した。また、

こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持保管していた重水を全て搬出した。平成 16 年度からは、残存放射性物質の評価のための試管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止措置

料採取及び放射能測定を実施しており、原子炉建家の放射線遮蔽体のコンクリート、炉心タの方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、その概ンク等の構造材から試料を採取し、放射能測定を行った。

要が説明されていること。

3. 第 3 段階（原子炉本体等の解体撤去：実施中）
原子炉本体、重水系設備、ガス系設備及び計測制御系統施設を解体撤去する。また、燃料を搬出する。
4. 第 4 段階（原子炉建屋等の解体撤去等）
管理区域の解除を行い、残存する設備及び施設を解体後、原子炉建屋、DP タンクヤード及び重水倉庫を解体し、廃止措置を終了する。

29

215

目

工期（年度）

注）：実績：計画を示す。

燃料搬出の完了

原子炉建屋等の
解体撤去等

廃
止
措
置
終
了

（下線部、

※燃料搬出の時期に依存する。

▲（2020/4/1 改訂）

・核燃料物質取扱施設、貯蔵施設、廃棄物
廃棄設備、放射線管理施設の解体撤去
及び重水倉庫、ＤＰタンクヤードの解体、
原子炉建屋、放射線遮蔽体の解体

原子炉本体等の解体撤去

研開炉規則

・原子炉建屋、放射線遮蔽体の除染及び放射能濃度確認対象物の放射能濃度の測定

燃料棒分解洗浄設備等の
解体撤去

第４段階
（着手後約5年間）

第３段階
平成20～令和4年度 ※第２段階
平成15～19年度

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

・燃料の搬出原子炉の機能停止に係る措置

平成14年度

第１段階

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

・重水系設備、ガス系設備、計測制御系統
施設、原子炉本体の解体撤去▼
解
解体届 工 体提 出 事に開係始る

平成13年度DCAの廃止措置全体工程

試験炉規則

・重水の搬出・起動用中性子源装置の解体撤去

・燃料棒分解洗浄設備の解体撤去

・残存放射性物質の評価のための試料採取及び評価

・起動用中性子源の取外し及び搬出・計測制御系統施設の機能停止

・安全棒・制御棒の解体・封印蓋の取付け

項

表11-1

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

30

216

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
注）上記（１）から（７）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、
その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設の許認可上、管理が可能な施設であること。
③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設であること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係るマネジメントシステム

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

（省略）

十二

（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム

廃止措置に係る品質マネジメ

ントシステム

原子力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基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネ
ジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。
３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号

対象外

第 16 条の 6 第 2 項 前項の申請書に（試験研究用等原子炉施設は対象外）

は、次の各号に掲げる書類又は図面（１）既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることを明らを添付しなければならない。

かにする資料（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること、空白の炉心配置図

研開炉規則

等で燃料が炉心に装荷されていないことが明らかになっていること。
31

217

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

添付書類 一一研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図：変更箇所）（2020/4/1 施行）
第 111 条第 2 項 前項の申請書には、次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一

既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域

域図

図

研開炉規則

（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかになって

二

いること。

廃止措置対象施設の敷地に係る廃止措置対象施設の敷地及び廃止措置に係る工事作業区域を図 1 に、解体対象施設の範囲
を図 2 に示す。

図面及び廃止措置に係る工事作業区
域図

32

218

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

Ｎ

北門

廃棄物管理施設

安全管理棟

鹿RI利用開発棟

JMTR

海

ホットラボ

廃棄物
処理建物

気象観測塔

常陽主排気筒

照射燃料
集合体
試験施設

常陽

国

第一使用済
燃料貯蔵建物
第二使用済
燃料貯蔵建物灘

大洗研究開発
センター
（南地区）

道

HTTR
排気筒

北受電所

島

照射燃料
試験施設

湖

燃 料
研究棟

安全情報
交 流 棟

夏

JMTR
排気筒

51

号
照射材料
試験施設

線

HTTR

第２照射材料試験施設

DCA排気口(A)
南受電所

DCA

原子炉施設
重水臨界実験装置
DCA

DCA排気口(B)

高速実験炉
常陽
南門

材料試験炉
JMTR（北地区）
高温工学試験研究炉
HTTR（北地区）

敷 地 境 界周辺監視区域境界

0500m

図 1 廃止措置対象施設の敷地

33

219

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

34

220

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

添付書類 二二研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書：変更箇所）（2020/4/1 施行）
廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書
研開炉規則
三

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書
原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量 1. 放射線の被ばく管理の抑制又は低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放 1.1 放射線管理
射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に、

DCA の管理区域解除までの解体工事期間中における作業環境の放射線監視及び被ばく管

確実に廃棄が行われること、また、廃止措置期間中の平常時における周辺公衆理、放射線業務従事者の出入り及び搬出物品の管理、管理区域の設定及び解除、周辺環境のへの影響を確認する。

放射線監視は、大洗研究所（南地区）原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）に

１）廃止措置期間中の放射線管理

基づいて実施し、法令又は保安規定で定める基準値を超えないように管理する。

廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の管理区域解除までの解体工事期間中は、随時、必要な放射線モニタリングを実施するとと廃棄に係る放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区域、保もに作業方法等の評価を行い、必要に応じて作業方法の改善、防護方法の強化等の適切な措全区域及び周辺監視区域の設定若しくは解除、放射線業務従事者の放射線防護置を講じ、放射線業務従事者の被ばくの低減化を図る。そのために必要とされる放射線管理

並びに放射性廃棄物の放出管理）が示されていること。

用測定装置類、エリアモニタ、排気ダストモニタ等の放射線管理施設の維持管理を行う。

また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る以下のような安全対策が示されていること。

1.1.1 作業環境の放射線監視及び被ばく管理①核燃料物質による汚染の拡散防止策(1) 作業環境の放射線監視

核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲い、
局所フィルタを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体廃棄物① 線量当量率
管理区域内の線量当量率は、ガンマ線エリアモニタにより放射線レベルの監視を行について、施設内の給排気系の機能が維持されること。

う。放射線業務従事者が頻繁に立ち入る場所については、定期的に線量当量率を測定②被ばく低減対策

し、異常のないことを確認する。

核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼吸保護具の着用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じら② 表面汚染放射線業務従事者が頻繁に立ち入る場所の管理区域内の床、機器等の放射性物質のれること。

表面密度は、定期的に定点をスミヤ法によって測定し、異常のないことを確認する。

２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量

また、表面汚染の発生するおそれのある作業等を行う場合は、必要に応じてサーベイ

廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量が評価されていること。

法を併用して汚染の管理を行う。
③ 空気汚染３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価

管理区域内の空気中の放射性物質の濃度は、ダストモニタ等によって作業中連続し原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物のて監視する。

環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及(2) 被ばく管理

びスカイシャイン線による周辺公衆の線量が適切に評価されていること。
①気象条件

作業を実施するに当たっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射線防護方法（防護具の使用等）、モニタリング方法等を決定し、放射線業務従事者の廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因被ばくの低減を図る。

する周辺公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処
35

221

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
理方法及び大気拡散の解析方法（以下「気象条件」という。）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示されていること。

解体工事中の個人の外部被ばくによる実効線量は、個人線量計等で測定する。内部被
ばく線量は、必要に応じてホ－ルボディカウンタ等により測定する。

この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和５７年１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日

また、作業を実施する前には放射線作業計画の策定において計画線量を設定し、放射線業務従事者の線量限度を超えないように管理する。

一部改訂。以下「気象指針」という。
）に、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び平常運
転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当たっては、これを参考とする。

1.1.2 放射線業務従事者の出入り及び搬出物品の管理(1) 出入り管理
放射線業務従事者に対しては、作業開始前に当該作業について指示及び教育訓練を行

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることにい、管理区域内遵守事項を徹底させ作業の安全を図る。
管理区域に立ち入るときは、個人線量計及び保護衣等の作業上必要な防護具を着用さ留意する。

せ作業を行う。また、管理区域から退出するときは、ハンドフットクロスモニタ等によ②放射性物質の放出量の算出って身体表面及び衣服の汚染検査を行い、放射線業務従事者の被ばく防護、管理区域外

平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため、排気系フィル
タ等放射性物質除去装置、一時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出さへの汚染の拡大防止を図る。汚染が検出された場合は、汚染除去等必要な措置をとる。
(2) 搬出物品管理
管理区域から物品を搬出するときは、当該物品の表面汚染密度を測定記録し、保安規定に定める基準を超えた物品が持ち出されないよう管理する。

れていること。
なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮したう
えで、評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。

1.1.3 管理区域の設定及び解除(1) 管理区域の設定③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量

解体工事の進捗に伴って既存の管理区域以外の区域における線量当量率等が法令に定評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとめる値を超えるか、又は超えるおそれがある場合は、対象区域を一時管理区域として設ともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象定する。設定した一時管理区域は、壁、さく等の区画物によって区画するほか、標識を条件及び②の放出量を用いて、周辺監視区域外の評価地点における、放出放射設けることによって明らかに他の場所と区別する等の措置を講じる。

性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。

(2) 管理区域の解除

ここで、「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措
置計画については、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が、(1)で設定した一時管理区域の線量当量率等が管理区域に係る値以下であることが確認された場合には、解体状況等を考慮してその設定を解除する。

原子力規制委員会の定める周辺監視区域外の線量限度を超えないよう講じられるものであること。さらに、原子炉設置者及び旧原子炉設置者等においては、 1.1.4 周辺環境の放射線監視
原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つための努力が払われていること。

排気モニタにて、排気中の放射性物質の濃度を監視し、万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて敷地周辺の放射線測定、環境試料の採このような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用軽取・測定等を行う。

水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日
原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下

1.2 被ばく評価

36

222

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）「線量評価指針」という。
）、旧原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７

今後の解体工事における放射線業務従事者及び公衆の被ばく評価は、以下のとおりである。

日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。

1.2.1 放射線業務従事者の被ばく

なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる
場合があっても、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」と(1) 第 2 段階
第 2 段階において、残作業である残存放射性物質の評価のための試料採取に係る集団

していることに留意する。

実効線量を評価すると、作業区域における予測線量当量率 1(μSv/h)に想定作業人工数④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカイ

84(人･h)を乗じることにより、約 0.084(人･mSv)と評価される。なお、内部被ばくにつ

シャイン線量の評価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固

いては、必要に応じて防護マスク及び防護衣等を用いることから、十分に小さいものと体廃棄物に起因する直線線量とスカイシャイン線量について被ばく線量が評評価できる。

価されていること。

(2) 第 3 段階以降

この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固燃料搬出作業における集団実効線量は、作業区域における予測線量当量率：300(μ体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮蔽設

Sv/h)に想定作業人工数 3(人)×8(h/日)×20(日) ＝ 480(人･h)を乗じることにより、約計、評価地点までの距離が適切に考慮されていること。

144(人･mSv)と評価される。

４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量

これ以外の原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間において、管理区域解除までの解廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討していること。

体作業における集団実効線量は、作業区域における予測線量当量率 1(μSv/h)に想定作
業人工数 30(人)×8(h/日)×20(日/月)×12(月/年)×6(年) ＝ 345,600(人･h)を乗じる
ことにより、約 346(人･mSv)と評価される。なお、内部被ばくについては、必要に応じて防護マスク及び防護衣等を用いることから、十分に小さいものと評価できる。
1.2.2 公衆の被ばく(1) 放射性気体廃棄物の放出による被ばく
管理区域解除までの解体工事期間中における公衆の被ばく線量を「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」1)（以下「気象指針」という。）に基づき評価する。公衆の被ばくに影響を及ぼす放出核種としては、以下のとおりトリチウムを対象とし、吸入及び皮膚からの浸透による内部被ばくによる実効線量の評価を行う。
1) 計算条件① 年間放出量
解体工事期間中は原子炉の運転が行われないこと及び保管中の燃料の健全性を定期的に確認することから、放射性希ガス及び放射性よう素による周辺公衆の実効線
量は、十分に小さいものと評価できる。また、管理区域の解除まで気体廃棄物の廃

37

223

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
棄施設の機能を維持するため、建屋等の解体に伴う放射性塵埃による実効線量も十分に小さいものと評価できる。
トリチウムについては、「本文十 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」の「2.1 気体廃棄物」に示す、主にコンクリート中の放射化放射性物
質及び配管、機器類に付着した汚染放射性物質に含まれるものが、解体工事期間中を通じて放出される。解体に伴い、解体対象物に含まれるトリチウムの全量が環境中に放出されるものと仮定すると、年間放出量が最大となる第 4 段階において、放出量は次のとおり評価される。
第 4 段階における解体対象に含まれるトリチウムの量は、｢添付書類四 核燃料物
質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に示す方法で次の様に推定した。放射化汚染物質としては、放射線遮蔽体のコンクリート及び鉄筋中に 9.6×108(Bq) 2) が見込まれる。二次汚染物
質としては、核燃料物質取扱設備の表面に、汚染表面積 69(m2) 2) に推定トリチウム
吸着密度 1.2×10-1(Bq/cm2) 3) を乗じて 8.3×104(Bq) 、原子炉建屋コンクリート中には、放射線遮蔽体のコンクリート中の推定最大トリチウム濃度 0.3(Bq/g) 3) に放射性廃棄物対象コンクリート最大重量 2157(t) 2) を乗じて 6.5×108(Bq) が見込まれる。以上より、第 4 段階における解体対象に含まれるトリチウムの量は最大 1.6
×109(Bq)と推定される。
ここで、第 4 段階での管理区域解除までの工期が 1 年未満で完了するものと仮定した場合、原子炉建屋等の解体によるトリチウムの最大年間放出量は 1.6×
109(Bq/y)と推定される。
以上から、解体工事期間中のトリチウムの年間最大放出量を、連続モードで 1.6
×109(Bq/y)とする。
② 放出源の有効高さ
大洗研究所及びその周辺の地形は、ほぼ平坦と判断される。DCA の排気筒高さは21(ｍ)であるが、建物の高さが 19(ｍ)でありその影響を無視し得ない。そのため、安全側の評価として、吹上げ高さを期待せず、排気筒地点からの地上放出を仮定
し、有効高さを 0(ｍ)とする。
なお、排気筒から周辺監視区域境界までの距離を表 1 に示す。
③ 気象条件
38

224

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
大気拡散計算に用いる気象条件の統計量は、日本原子力研究所大洗研究所（現国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究所）敷地（以下「敷地」という。）内で観測した平成 8 年 1 月から平成 12 年 12 月までの観測データを使用し、気象指針に基づく方法によって、1 年ごとに計算した 5 年分の統計量を平均して求めた。
使用した気象データを 2 項に示す。
④ 実効線量の評価地点
トリチウムによる実効線量の評価は、方位毎の周辺監視区域境界のうち、トリチ
ウムの年平均地表空気中濃度が最大となる地点で行う。
2) 計算方法① 平均地表空気中濃度
トリチウムの年平均地表空気中濃度は、気象指針に示された基本拡散式を用いて計算する。なお、放出源の有効高さは 0(m)、建物断面積は 386(m2)（最小投影面積）、形状係数は 0.5 とした。
② 実効線量
トリチウムの内部被ばくによる実効線量は、次式を用いて求める。

Hγ = 365 • K 3 •χ• M A • k
ここにHγ ：年間の内部被ばく実効線量 (μSv/y)
365：年間日数への換算係数

K 3 ：実効線量への換算係数
χ ：年平均地表空気中濃度
M A ：呼吸率k：皮膚浸透による摂取量増加係数(d/y)(μSv/Bq)(Bq/cm3)(cm3/d)(－)

本評価に当たっては、実効線量への換算係数 K3 = 1.8×10-5(μSv/Bq)（トリチウ
ム水）（「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 28 年 4 月 1 日原子力規制委員会告示第 8 号）（以下「線量限度等告示」という。）別表第 1）、呼吸率 MA = 2.22×107(cm3/d)、皮膚
浸透による摂取量増加係数ｋ = 1.5 4)を用いた。
39

225

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
3) 評価結果
DCA から大気中に放出されるトリチウムによる年平均地表空気中濃度は、排気筒の東201(m)地点で最大となる。各方位軸上の最大地点における相対濃度を表 1 に示す。
これに対する年間の内部被ばくによる実効線量は約 1.1×10-3(μSv/y)となる。この値は、平成 24 年 3 月 30 日付け 23 受文科科第 5939 号にて許可された日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター（現国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究所（南地区））の原子炉設置変更許可申請書の DCA に係る添付書類 9 に記載されている、DCA の平常運転時における一般公衆の実効線量：2.3(μSv/y)と比較して十分小さい。
(2) 放射性液体廃棄物の放出による被ばく
原子炉本体及び原子炉建屋等の解体期間中における DCA の放射性液体廃棄物の一般排
水溝への排水量は、「本文十 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」の「2.2 液体廃棄物」に述べるとおり、約 10(ｍ3/月)と評価されている。一般排水
溝への排水にあたっては、「本文十 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」の「3.2 液体廃棄物」に述べるとおり、対象核種中で最も厳しい濃度限度である Sr-90 の濃度限度：3×10-2(Bq/cm3)以下で放出することから、放射性液体廃棄物の年間放出量は最大 3.6×106(Bq/y)と評価される。
上記の年間放出量に対して、平成 24 年 3 月 30 日に原子炉設置変更許可（23 受文科科
第 5939 号）を受けた大洗研究開発センター原子炉設置許可申請書の高速実験炉に係る添付書類 9 における放射性液体廃棄物による被ばく評価と同様の方法で、一般公衆の実
効線量を評価した。ここに、｢添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方
法に関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に述べる方法で評価した炉心構造物及び建屋等の放射化汚染物質のうち、生成量、一般公衆の実効線量への寄与度、工事中の排水への移行等を考慮し、Co-60 を代表核種として選定した。また、トリチウムについては、上記(1)において全量が大気へ放出されるものとして評価していることから、液体廃棄物の評価からは除外した。
評価の結果、一般公衆の実効線量は約 8.4×10-3(μSv/y)となった。
なお、コンクリートと一体で解体する鉄筋に含まれる Fe-55 については、生成量及び実効線量への寄与の大きい核種であるが、手洗い水中への移行は支配的ではないと考えられる。また、仮に上記の年間放出量の全量が Fe-55 によるものとした場合であっても、一般公衆の実効線量は約 1.4×10-2(μSv/y)である。
40

226

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）(3) 放射性固体廃棄物による被ばく
解体に伴い発生する放射性固体廃棄物は、「本文十 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」の「3.3 固体廃棄物及び放射性廃棄物として扱う必要がない物」に述べるとおり、廃棄物管理施設へ搬出するまでの間、原子炉建屋第一種管理区域
内の保管廃棄施設に保管することになる。
このときの直接線及びスカイシャイン線による公衆の被ばくを、直接線に関しては点減衰核積分コード「QAD」5)、スカイシャイン線においては「QAD」及びガンマ線 1 回散乱線計算コード「G33」5)を用いて算出した。
計算条件を表 2 に示す。計算においては、DCA の解体対象物のいかなる機器、設備等においても有意な表面線量率が検出されていないことから、原子炉建屋の生体遮蔽体の内表面の空間線量率を 1(μSv/h)として線源を設定した。その結果、DCA 原子炉建屋から最も近い周辺監視区域境界（原子炉建屋から東南東 190ｍの地点）において、直接線
及びスカイシャイン線による線量の評価値は、それぞれ 2.0×10-10(μGy/y)、5.2×103(μGy/y)となることから、直接線及びスカイシャイン線による空間線量の評価値は、合計 5.2×10-3(μGy/y)となる。
(4) 総合評価
1) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物からの被ばく
廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物からの公衆の被ばくは、それぞれ約 1.1×10-3(μSv/y)、約 8.4×10-3(μSv/y)となる。この値は、「発電用軽水型
原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針（昭和 50 年 5 月原子力安全委員会決定、平成 13 年 3 月一部改訂）」で示された、施設周辺の公衆の受ける線量についての目標値
50(μSv/y)に比較して十分に小さい値となる。
2) 放射性固体廃棄物による被ばく
原子炉建屋管理区域内の保管廃棄施設に保管した放射性固体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン線による評価地点における空間線量の評価値は、合計 5.2×10-3(μGy/y)となり、原子力安全委員会原子炉安全基準専門部会報告書「発電用軽水型原子炉
施設の安全審査における一般公衆の線量評価について（平成元年 3 月原子力安全委員
会了承、平成 13 年 3 月一部改訂）」で示された、施設周辺の公衆の受ける線量についての目標値(50μGy/y)に比較して十分に小さい値となる。

41

227

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
2. 気象データ
1.2.2 項に述べた公衆の被ばく線量の計算に使用する気象データの詳細並びに、その代表性の検定方法及び結果は、以下のとおりである。
2.1 敷地における観測結果
観測結果に基づいて環境での被ばく評価を行う場合、気象観測データは気象指針で定める欠測率以下でなければならない。平成 8 年１月から平成 12 年 12 月までの 5 年間の気象データのうち、被ばく評価に必要な同時刻の風向、風速（着目高及び地上）、日射量、放射収支量のいずれ
か 1 つでも欠測した場合、その時刻の測定値を欠測として扱い、集計した。連続した 12 か月において、欠測率は最大でも 4.4％であったことから、この気象観測データは気象指針で定める基準（10％以下）を満たしている。
(1) 風向① 風向出現頻度
各年の風向頻度の 5 年間の平均値は、図 1 に示すとおりであり、北東の風が卓越していることがわかる。
② 低風速時の風向出現頻度
低風速（0.5～2.0m/s）時の風配図を図 2 に示す。西の頻度が高く、10%以上に達する。
(2) 風速① 平均風速5 年平均の月別平均風速を図 3 に示す。季節的にみると、春～夏に風速が大きく、冬が小さい傾向を示している。年平均風速は 2.2m/s である。
② 風速階級別出現頻度
5 年平均の年間風速階級別出現頻度は図 4 に示すとおりである。最も高い頻度を示す風速階級は、1～2m/s で 28％である。
③ 静穏継続時間出現回数及び年間静穏時間
5 年平均の静穏（風速 0.5m/s 未満）継続時間出現回数及び年間静穏時間を表 3 に示す。静穏継続時間は最大 7 時間であり、年間静穏時間は 867 時間である。
④ 風向別風速

42

228

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
5 年平均の風向別年平均風速は図 5 に示すように、4 月～10 月の卓越風である北東及び 12 月から 1 月にかけて冬の季節風である南西風の風速が強い。風向別風速出現
頻度は、図 6 に示すように、北東風の場合は、風速の大きい頻度が高い。
(3) 大気安定度
大気安定度は、高さ 10m の風速（敷地を代表する地上風）と日射量又は放射収支量を基に決定する。大気安定度を A、B、C、D、E、F の 6 つの型で表現する場合は、A－B、B－C、C－D 及び G を、それぞれ B、C、D 及び F に加算して統計処理を行った。
① 大気安定度出現頻度
年間及び 5 年平均の大気安定度出現頻度は、図 7 に示すように、年により多少異なる
が、不安定（A＋B＋C 型）が約 26％、中立（D 型）が約 43％、安定（E＋F 型）が約 31％である。5 年平均の月別大気安定度出現頻度は、図 8 に示すように、6、7 月は D 型が多く、12 月から 2 月は F 型が多いことがわかる。
② 大気安定度継続時間出現回数
5 年平均の大気安定度継続時間出現回数は、表 4 に示すように、不安定（A＋B＋C型）は長くとも 10 時間程度であるが、中立（D 型）及び安定（E＋F 型）の場合は 15
時間以上継続することもある。
2.2 安全解析に使用する気象条件
2.2.1 観測期間における気象データの代表性の検討
安全解析に使用した気象データは、平成 8 年 1 月から平成 12 年 12 月における 5 年間のデータの平均で、長期間の気象状態を代表していると考えられるが、念のため平成 8 年から
平成 12 年の各 1 年が長期間の気象状態を代表しているかどうか、即ち、異常年でないかど
うかの検討を行った。
検定項目は、年間風向頻度及び年間風速階級とし、敷地内で観測した平成 2 年 1 月から
平成 12 年 12 月の資料を用いて、不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定によって検定した。
本検定では、過去 11 年のうちから 1 年を選び、注目する標本年とし、残りの 10 年間を他の標本年として棄却検定値を求め、有意水準 5％で棄却検定する。
検定の結果は、表 5 及び表 6 に示すとおりであり、表中＊印が棄却データである。平成 8
年から平成 12 年の各１年で、28 項目中棄却された項目は平成 12 年 2 件、平成 8 年、平成 9年、平成 10 年及び平成 11 年各 1 件の 6 件のみであり、当該 5 年間の各年が残りの 10 年と
43

229

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
比べて特に多いということにはならない。したがって、これらの 5 年間の気象データは、長期間の気象状態を代表していると判断されることから、その全てを安全解析に使用した。
2.2.2 平常時の被ばく評価に使用する気象条件
DCA の平常時に周辺環境に放出される放射性物質による公衆の線量評価のための気象デー
タとしては、平成 8 年 1 月～平成 12 年 12 月までの 5 年間の風向、風速及び大気安定度のデータを基に、気象指針に示された方法に従って 1 年ごとに計算した 5 年分の統計量の平均を使用する。地上 10m での風向出現頻度及び風向別大気安定度出現回数を表 7 に、風向別大気
安定度別風速逆数の総和及び平均を表 8 に示す。
3. 参考文献
1) 原子力安全委員会：発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針(2001)
2）吉澤俊司、今野将太郎、谷本健一、八木昭、羽様平、遠藤浩太郎：重水臨界実験装置（DCA）放射化インベントリの評価（Ⅱ）、JNC TN9410 2001-027 (2001)
3）今野将太郎、福田誠司、吉澤俊司、羽様平、遠藤浩太郎、橋本周：重水臨界実験装置（DCA）廃止措置における放射性廃棄物に関する評価、JNC TN9410 2002-015 (2002)
4）Limits for the Intak e of Radionuclides by Workers, A Report of Committee 2 ofthe ICRP, ICRP Publ.30 Part 1 (1978)
5）Sakamoto.Y, et al.：“QAD-CGGP2 and G33-GP2；Revised Versions of QAD-CGGP and
G33-GP(Codes with the Conversion Factors from Exposure to Ambient and Maximum
Dose Equivalents) ”, JAERI-M 90-110 (1990)

44

230

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 1 各方位軸上の最大地点における相対濃度（連続放出）

周辺監視区域境界ま

最大地点までの相対濃度での距離(m)距離(m)χ/Q(h/m3)

NNE

700

700

1.7×10-9

NE

398

398

6.2×10-9

ENE

259

259

1.5×10-8

E

201

201

2.8×10-8

ESE

190

190

1.9×10-8

SE

201

201

1.3×10-8

SSE

243

243

1.4×10-8

S

368

368

7.3×10-9

SSW

337

337

8.2×10-9

SW

360

360

8.4×10-9

WSW

502

502

3.5×10-9

W

603

603

2.1×10-9

WNW

881

881

3.2×10-10

NW

1096

1096

9.1×10-11

NNW

1406

1406

8.5×10-11

N

1367

1367

3.6×10-10

方位

45

231

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 2 放射性固体廃棄物による被ばく評価に用いた計算条件
項目

条件
放射性核種

線源

線源強度＊1

線源位置

原子炉建屋天井＊2

原子炉建屋壁＊3

評価地点

60Co

1.87×109Bq（スカイシャイン線評価）
1.50×108Bq（直接線評価）
原子炉建屋炉室中心位置（地上高 0m）

材質

普通コンクリート

厚さ

0.30m

密度

2.1g/cm3

材質

普通コンクリート

厚さ

1.35m

密度

2.1g/cm3

DCA原子炉建屋から最も近い周辺監視区域境界(原子炉建屋から東南東方向 190mの地点)

評価期間

1年

※１スカイシャイン線評価では原子炉建屋炉室天井コーナー部、直接線評
価では原子炉建屋炉室壁の遮蔽体内表面において、空間線量率
1μSv/hを与える強度を設定した。
※２スカイシャイン線評価において考慮。
※３スカイシャイン線及び直接線評価において考慮。

46

232

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

表3

静穏継続時間出現回数（頻度）及び年間静穏時間（1996年1月～2000年12月）（ ）内は出現割合（％）

継続時間

1

2

3

4

5

6

7

373
(67)
34
(90)

112
(20)
4
(11)

40
(7)

16
(3)

7
(1)

5
(0.9)

3
(0.5)

観測高
10m
80m

1

2

9

10

12

11

13

14

年間静穏時間
867
42

表4

継続時間
大気安定度

8

3

大気安定度継続時間出現回数

4

5

6

7

8

9

10

11

（1996年1月～2000年12月）（）内は出現割合(%)
15時間
12
13
14
以 上

84
25
13
3
2
A
(66)
(20)
(10)
(2)
(2)
188
123
87
41
31
23
19
6
4
1
B
(36)
(24)
(17)
(8)
(6)
(4)
(4)
(1) (0.8) (0.2)
275
76
28
10
5
3
3
C
(69)
(19)
(7)
(3)
(1) (0.8) (0.8)
349
238
76
46
34
22
14
13
10
8
8
7
D
(39)
(27)
(9)
(5)
(4)
(3)
(2)
(2)
(1) (0.9) (0.9) (0.8)
137
36
9
4
1
1
E
(73)
(19)
(5)
(2) (0.5) (0.5)
284
117
64
38
33
25
23
17
16
16
14
12
F
(41)
(17)
(9)
(6)
(5)
(4)
(3)
(2)
(2)
(2)
(2)
(2)
（注）大気安定度分類表（気象指針第3表）のA-B, B-C, C-D, 及びGはそれぞれB, C, D, 及びFに加算した。

5
(0.6)

5
(0.6)

57
(6)

11
(2)

15
(2)

2
(0.3)

47

233

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

表5
風向
年
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
1997
1998
1999
2000

N

NNE

0.59
3.34
0.91
4.58
0.00
0.05
0.00
0.06
0.01
0.30
3.71

1.57
0.31
0.05
0.66
2.23
0.00
0.00
0.78
0.09
0.85
1.63
2.03
0.01
0.39
0.10
0.37
0.13 11.63*
0.25
0.01
10.14* 0.01

NE

異常年の検定（年別の風向 F0 値）

ENE

E

ESE

SE

SSE

S

SSW

SW

WSW

W

WNW

NW

3.23
0.10
0.00
1.82
0.01
0.31
6.35*
0.17
0.03
0.79
1.06

3.44
1.22
0.05
0.17
0.15
0.01
0.23
1.33
1.08
0.03
5.99*

2.58
2.66
1.21
0.94
0.39
0.21
0.10
0.06
1.41
2.25
0.18

14.23*
0.70
0.06
0.24
0.41
0.01
0.00
0.32
0.76
1.80
0.58

4.84
0.00
0.69
0.04
0.25
0.23
0.15
0.07
1.76
2.40
2.60

1.10
0.61
0.72
0.46
4.20
0.10
2.23
0.54
0.15
2.13
0.12

0.10
3.25
1.69
2.53
0.05
0.89
0.13
1.60
0.20
1.35
0.31

0.03
0.54
0.15
3.84
0.54
0.11
0.10
1.54
0.11
5.99*
0.86

0.40
0.24
2.78
1.64
0.25
5.11
0.29
1.64
0.08
0.40
0.14

0.47
0.09
0.35
5.08
1.31
0.41
0.46
0.20
0.01
3.76
1.07

1.44
1.13
0.34
6.11*
0.99
0.22
0.16
0.18
2.04
0.30
0.31

7.98* 99.64*
1.11
0.03
0.11
0.02
0.79
0.02
0.03
0.05
0.04
0.57
0.19
0.03
0.02
0.74
1.29
0.11
1.21
0.17
1.63
0.01

NNW

CALM
6.87*
0.18
0.00
0.16
5.71*
1.17
0.42
0.17
0.41
0.04
0.14

*印は棄却された項目を示す。 (F(0.05)=5.12)

表6
風速階級
年
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
1997
1998
1999
2000

0～0.4
6.87*
0.18
0.00
0.16
5.71*
1.17
0.42
0.17
0.41
0.04
0.14

異常年の検定（年別の風速階級 F0 値）

0.5～0.9 1.0～1.9 2.0～2.9 3.0～3.9 4.0～4.9 5.0～5.9 6.0～6.9 7.0～7.9 8.0～8.9
1.79
0.03
2.52
8.63*
1.32
0.06
0.00
0.07
0.01
0.00
0.78

5.94*
4.85
1.33
1.14
0.00
0.04
0.11
0.31
0.06
0.04
0.48

1.69
1.06
1.50
1.64
1.01
0.02
0.01
1.51
1.02
0.22
1.79

2.94
0.43
0.09
1.18
4.92
3.47
0.00
0.01
0.12
0.06
0.29

1.32
5.83*
0.53
0.92
2.28
0.46
0.67
0.01
0.15
0.06
0.84

1.41
2.79
1.83
0.20
3.20
0.90
0.16
0.07
1.19
0.10
0.28

1.81
0.02
3.58
0.00
3.31
0.17
0.01
0.99
2.76
0.09
0.12

1.25
0.16
0.32
0.00
2.57
0.19
0.06
7.02*
0.70
0.74
0.88

2.78
2.09
0.35
0.58
3.45
0.17
0.01
0.50
1.52
0.75
0.06

9.0以上
0.54
2.92
0.76
0.07
1.22
0.28
1.36
1.45
0.22
0.14
3.07

*印は棄却された項目を示す。 (F(0.05)=5.12)

48

234

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表7

風向出現頻度及び風向別大気安定度別出現回数 （10m 高）（1996年1月～2000年12月）
風向出現頻度風向別大気安定度別出現回数（Nd,s）
（％）
風向
*2
fd
A
B
C
D
E
fdT*1
F
N
5.7
20.0
4.3
62.7
9.5
194.6
5.5
207.5
NNE
9.1
32.7
7.1
56.4
33.7
453.3
31.7
196.7
NE
17.9
35.8
8.4
141.0
193.3
987.8
51.1
153.6
ENE
8.8
33.6
20.6
174.9
83.7
325.9
24.1
124.9
E
6.9
17.5
52.7
249.6
31.7
159.7
4.1
93.8
ESE
1.8
9.3
27.8
61.6
6.0
33.7
1.4
22.5
SE
0.6
3.4
8.7
18.8
1.8
11.8
0.2
9.9
SSE
1.0
6.4
9.1
25.4
7.0
31.7
1.2
14.5
S
4.8
11.9
11.1
66.1
49.8
164.7
25.2
92.1
SSW
6.1
19.5
5.6
54.5
42.2
212.4
35.4
170.6
SW
8.7
23.1
7.4
84.6
81.7
293.2
40.3
236.6
WSW
8.4
24.7
7.8
106.6
46.9
231.4
27.1
296.8
W
7.6
20.0
8.2
100.9
15.7
194.6
5.7
328.5
WNW
4.0
15.0
6.0
50.5
4.1
99.1
2.7
179.5
NW
3.4
12.6
5.1
52.9
5.9
103.5
2.0
118.2
NNW
5.3
14.3
6.5
72.7
9.9
168.3
4.1
192.4
*1)着目風向及びその隣接2風向の出現頻度の和*2)大気安定度FはGを含む

表8

風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均 （10m 高）A

風向別大気安定度別風速逆数総和Sd、ｓ及び平均Sd、ｓC
D（1996年1月～2000年12月）
風向

Sds
Sds
N
5.49
1.25
NNE
6.72
0.85
NE
8.94
0.84
ENE
16.93
0.78
E
38.59
0.74
ESE
22.55
0.80
SE
8.44
0.94
SSE
7.72
0.83
S
9.65
0.85
SSW
5.57
0.89
SW
8.20
1.03
WSW
7.48
0.90
W
8.03
0.99
WNW
6.29
1.01
NW
5.02
0.92
NNW
6.69
0.99
*1)大気安定度FはGを含む

B
Sds
57.34
49.18
84.62
108.03152.20
49.00
17.51
19.54
41.55
39.34
61.26
83.84
99.84
53.84
61.00
72.85

Sds
0.90
0.84
0.58
0.60
0.60
0.84
0.97
0.80
0.62
0.69
0.70
0.77
0.99
1.06
1.12
0.99

Sds
4.39
11.65
57.94
28.72
12.17
2.19
0.66
2.29
16.18
12.94
21.53
15.47
6.06
2.05
2.05
4.03

Sds
0.49
0.35
0.29
0.34
0.39
0.35
0.36
0.28
0.32
0.30
0.27
0.33
0.41
0.53
0.39
0.43

Sds
207.64268.44377.60205.86
139.67
35.01
14.43
24.38
91.15
122.72
164.40194.91233.52136.42138.14201.74

Sds
1.05
0.59
0.38
0.62
0.86
1.11
1.28
0.93
0.55
0.56
0.56
0.82
1.18
1.36
1.31
1.18

E

Sds
2.75
12.08
18.46
9.29
1.83
0.61
0.11
0.46
9.89
13.58
13.94
9.65
2.30
1.36
1.10
2.07

Sds
0.48
0.37
0.35
0.38
0.38
0.56
0.49
0.54
0.39
0.38
0.34
0.35
0.51
0.45
0.65
0.48

F
Sds
269.99214.43167.25149.29130.47
36.33
15.90
20.81
85.74
163.18256.12342.64435.79265.01
177.68265.75

*1

Sds
1.26
1.07
1.06
1.18
1.37
1.59
1.68
1.44
0.93
0.94
1.05
1.12
1.29
1.44
1.49
1.35

49

235

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

Ｎ
ＮＮＷ

30

ＮＮＥ

25
ＮＷ

ＮＥ
20
15

ＷＮＷ

ＥＮＥ

10
5
0

Ｗ

Ｅ

ＷＳＷ

ＥＳＥ

ＳＷ

ＳＥ
ＳＳＷ

ＳＳＥ
Ｓ

図1

5 年平均年間風配図（1996 年～2000 年の平均）

Ｎ
ＮＮＷ

30
ＮＮＥ
25
ＮＥ

ＮＷ
20
15
ＷＮＷ

ＥＮＥ
10
5
Ｅ

0

Ｗ

ＷＳＷ

ＥＳＥ

ＳＥ

ＳＷ

ＳＳＷ

ＳＳＥ
Ｓ

図2

風速 0.5～2.0m/s の 5 年平均年間風配図（1996 年～2000 年の平均）

50

236

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

風速（m/s）

図3

5 年平均月別平均風速（1996 年～2000 年の平均）

50

40

（

出
現 30
頻
度
）

％ 20

10

上
10
.0以

9.0
～
9.9

8.0
～
8.9

7.0
～
7.9

6.0
～
6.9

5.0
～
5.9

4.0
～
4.9

3.0
～
3.9

2.0
～
2.9

1.0
～
1.9

0.5
～
0.9

0～
0.4

0

風速（ｍ／ｓ）

図4

5 年平均年間風速階級別出現頻度（1996 年 1 月～2000 年 12 月）

51

237

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

北
北北東

北北西

北東

北西

東北東

西北西

西
8

m/s

6

4

2

2

4

6

西南西

m/s

東
8

東南東

南西

南東

南南西

南南東
南
10m高

図5

図6

風向別年間平均風速（1996 年～2000 年の平均）

風向別風速出現頻度(10m 高)（1996 年～2000 年の平均）

52

238

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

出
現
頻
度
(%)

図7

年間及び 5 年間平均大気安定度出現頻度（1996 年～2000 年の平均）

出
現
頻
度
(%)

図8

月別大気安定度出現頻度（1996 年～2000 年の平均）

53

239

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

添付書類 三三研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定置の故障、地震、火災等があつた場合（４）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合にされる事故の種類、程度、影響等に関する説明書に発生することが想定される事故の発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書：変更箇所）（2020/4/1 施行）
廃止措置中の過失、機械又は装種類、程度、影響等に関する説明書

廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当たっ

1. 概要

研開炉規則

ては

四

廃止措置中の過失、機械又は装廃止措置期間中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置の工

その影響を選定し、周辺監視区域境界外における公衆の最大の実効線量を評価した。その評

置の故障、地震、火災等があった場合

事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、価結果は以下のとおりであり、公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えないことは明らかに発生することが想定される事故の程度、影響等を確認する。

である。

種類、程度、影響等に関する説明書

１）想定すべき事故

DCA の解体工事において、工事上の過失等に起因する周囲の公衆に影響を与えうる事故と核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大となる事故が想定されていること。

2. 最も影響の大きい事故の選定
廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等による原子炉の事故の種類、程

２）事故時における周辺公衆の線量評価

度、影響等は、以下のとおりと評価される。これらのうち、公衆が被ばくを受ける可能性の①気象条件

ある最も影響の大きい事故として、燃料貯蔵庫にて保管中の燃料集合体を取扱時に落下させ廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因す
る公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。

燃料棒被覆管が全数破損を来たし燃料－被覆管ギャップ部に存在する核分裂生成物の全量が瞬時に環境に放出された場合を選定し、公衆の被ばく評価を行うこととする。

この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射性物
質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び想定事故時の大気拡散の解析方法があり、審査に当たっては、これを参考とする。

2.1 廃止措置の工事上の過失、機械又は装置の故障
DCA は原子炉の運転を終了しているため、機械又は装置の故障が公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えることは考えられない。

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があって廃止措置の工事上の過失については、原子炉本体及び原子炉建屋の解体工事では、取り扱も、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることにう解体物の放射能濃度が低いため、工事上の過失が公衆に著しい被ばくのリスクを与えるこ留意する。

とは考えられない。

②放射性物質の放出量

一方、DCA で使用した燃料は燃料貯蔵庫にて保管中であることから、燃料の搬出までの期

放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。

間中に燃料集合体を取扱時に落下させた場合、燃料棒被覆管が破損を来たし燃料－被覆管ギ
ャップ部に存在する核分裂生成物が環境に放出される可能性がある。

③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定すると2.2 地震ともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象

原子炉施設では、各施設・設備について安全設計上の重要度に応じた耐震クラスを設定

条件及び②の放出量を用いて、敷地外の評価地点における、放出放射性物質にし、それぞれに応じた設計地震力に対して十分な耐震性を有する設計を行っている。また、起因する被ばく線量が適切に評価されていること。

解体に当たっては、解体する施設・設備の耐震クラスと耐震設計を考慮して、必要な強度を線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の指針類を審査に当たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場合に確保して作業を進める。したがって、廃止措置期間中において、地震に起因する事故を想定する必要はない。

54

240

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、

発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等が周辺公衆に与2.3 火災：変更箇所）（2020/4/1 施行）
える放射線被ばくのリスクを確認する際の考え方としては、「水冷却型試験研
究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成３年７月１８日原子力安火災については、次の要素を組み合わせた措置を講じているので、廃止措置期間中において、火災に起因する事故を想定する必要はない。

全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）解説におけ(1) 各施設・設備には、可能な限り不燃性又は難燃性材料を用いている。

る事故評価において示された考え方を参考とする。

(2) 火災が発生した場合、早期に火災を感知して早期消火を行うため、適切な火災警報設

当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線被ば
くのリスクを与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが、当該指針解説では、この基準については、『「著しい放射線被ばくのリスク」を、備及び消火設備を、解体の進捗状況に応じて必要な場所に随時配置する。
(3) 原子炉施設内の各区域は、必要に応じて隣接する区域の火災の影響を遮断できる構造となっている。

事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断するものである。』とし、『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばくに対する年実

2.4 その他の災害

効線量限度として、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状況においては、５年

2.4.1 台風

間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ、単一年にこれよりも高い

原子炉施設は、建築基準法に定める基準に従って、風荷重に対する設計が行われてい実効線量が許されることもありうるとなっている。これは平常時の放射線被ばる。また、各施設・設備の解体に当たっても、原子炉建屋等は、その解体まで適切に維持くについての考え方であるが、これを発生頻度が小さい「事故」の場合にも適し、必要な強度を確保する。したがって、廃止措置期間中において、台風等の風に起因す

用することとし、周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍＳｖを超る事故を想定する必要はない。

えなければ「リスク」は小さいと判断する。
』としている。
2.4.2 津波及び洪水
原子炉施設の設置場所は、十分な敷地高さを有すると共に、河川及び海からの十分な距離を有しており、原子炉施設が洪水及び津波の影響を受けることはないものと考えられる。したがって、廃止措置期間中において、津波及び洪水に起因する事故を想定する必要はない。
3. 被ばく線量の評価
3.1 評価する被ばく線量の種類
上記 2.1 で想定した燃料破損事故における周辺監視区域境界外での公衆の被ばく線量として、大気中に放出された核分裂生成物のうち、希ガス及びよう素からのガンマ線の外部被ばくによる全身に対する実効線量を評価するとともに、希ガス及びよう素のベータ線による皮膚への等価線量の寄与を積算し、全身に対する実効線量を評価する。

55

241

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
3.2 核分裂生成物の大気中への放出量
3.2.1 計算条件
(1) 燃料貯蔵庫にて保管中の燃料集合体のうち、核分裂生成物の含有量が最も多いプル
トニウム試験用燃料棒(1) 70 本で構成している試験燃料体が取扱中に落下したものとする。
(2) 落下した試験燃料体は、炉心の最大出力 1(kW)のうち、7.5(%)を分担し、希ガス及びよう素の組成が平衡に達するまで運転されていたものとする。
(3) 平成 13 年 9 月 26 日の最終運転時において(2)の条件で運転を実施し、試験燃料体中に生成された核分裂生成物は、平成 17 暦年末までの期間にわたり崩壊が進んでいるものとする。
(4) 落下した試験燃料体の燃料棒のギャップ中には、運転停止時点にて、燃料ペレットで生成される希ガス及びよう素のうち、約 0.2(%)が存在していたものとする。
(5) 落下時において燃料棒のギャップ部に残存している希ガス及びよう素の全量が燃料貯蔵庫内に放出されるものとする。
(6) 大気中に放出される核分裂生成物は、燃料貯蔵庫からそのまま短時間のうちに地上放出されるものとする。
3.2.2 計算方法
(1) 燃料棒内の希ガス及びよう素の量落下を想定するプルトニウム試験体用燃料棒内に残存している希ガス及びよう素の量は表 1 に示すとおりであることから、以下、Kr-85 のみを計算対象とする。
（2）大気中への放出量
Kr-85 の大気中への放出量は、燃料棒内の残存量に、燃料棒から燃料貯蔵庫内への放出割合（0.002）を乗じて求め、その値は約 1.0×107(Bq)である。
（3）ガンマ線換算放出量Kr-85 のガンマ線換算放出量は、(2)で求めた大気中への放出量に、ガンマ線実効エネ
ルギー（0.0022MeV）1)を乗じて求め、その値は約 2.3×104(MeV・Bq)である。
3.3 大気拡散計算
DCA 原子炉施設の想定する事故時に放出される放射性物質による敷地周辺の線量の評価
は、実際に敷地で観測した気象データをもとにして、出現頻度からみて、それより悪い条件にめったに遭遇しないといえる大気拡散状態（気象条件）を推定することにより行う。拡散状態の推定は、3.3.1 項に示す観測データを使用し、気象指針に示された方法に従って、相対濃度（χ/Ｑ）及び相対線量（Ｄ/Ｑ）を求める。
3.3.1 大気拡散計算に使用する気象条件
56

242

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
大気拡散計算に用いる気象条件は、｢添付書類二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書｣の｢2. 気象データ｣に示す、敷地内で観測した平成 8 年 1 月から平成 12 年 1
2 月までの観測データを使用した。
3.3.2 相対濃度の計算
線量計算に用いる相対濃度は、気象指針に示された基本拡散式を用いて次のようにして求める。
(1) 相対濃度は、毎時刻の気象データと実効放出継続時間を基に、方位別に周辺監視区
域境界外で最大となる着目地点について求める。
（2）着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を 5 年間について小さい方から累積した
場合、その累積出現率が 97％に当たる相対濃度とする。
（3）線量計算に用いる相対濃度は、上記(2)で求めた相対濃度のうちで最大の値を使用する。
方位別（χ/Ｑ）の累積出現頻度を求める時、静穏の場合には風速を 0.5(m/s)として計算し、その風向は静穏出現前の風向を使用する。
また、本計算においては、実効放出継続時間 1(h)、建屋等の風向方向の投影面積 386(ｍ2)（最小投影面積）、形状係数 0.5、放出源の有効高さ 0(m)とした。

3.3.3 相対線量の計算
相対線量（Ｄ/Ｑ）は、（χ/Ｑ）から空気カーマ率を計算して求める。建屋等の影響を考慮して求めた方位別の周辺監視区域境界外で最大となる地点におけるＤ/Ｑの値を表 2 に、その地点における累積出現相対頻度を図 1 に示す。Ｄ/Ｑは DCA 排気筒の東 201(m)地点で最大となり、その値は 1.6×10-11 (μGy・h/(MeV・Bq))である。
なお、χ/ＱはＤ/Ｑと同じく DCA 排気筒の東 201(m)地点で最大となり、その値は 3.2×1
0-3 (s/m3)である。
3.4 被ばく線量の計算
大気中に放出された Kr-85 からのガンマ線の外部被ばくによる実効線量は、次式により計算する。

Ｈγ = Ｋ1・Ｑγ・(Ｄ / Ｑ)
ここに、
57

243

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
Hγ：ガンマ線の外部被ばくによる実効線量

K1：空気吸収線量から実効線量への換算係数

Qγ：ガンマ線換算放出率

（D/Q）

：相対線量

(μSv)
（＝1(Sv/Gy)）(MeV・Bq/h)(μGy・h /MeV・Bq)

また、Kr-85 からのベータ線による皮膚の等価線量は、ベータ線の空気中での飛程が極めて短いことを考慮して、サブマージョンモデルに基づく次式により計算する。

) (Ｑ / 3600)
Ｈβ = ｋ・Ｅβ・(χ / Ｑ・
ここに、
Hβ

：ベータ線による皮膚の等価線量ｋ：Kr-85 の線量換算係数(Sv)（＝2.226×10-10・kβ(m3・Sv / MeV・Bq)）
ここで、kβは、ベータ線吸収線量から皮膚への等価線量への換算係数（＝0.72(Sv/Gy) 2)）である。
Ｅβ：Kr-85 のベータ線の実効エネルギー1)（χ/Q） ：相対濃度
Ｑ：Kr-85 の放出率(＝0.251MeV)(s/m3)(Bq/h)

上式にて得られた Kr-85 からのベータ線による皮膚の等価線量に、皮膚に対する組織荷重係数（＝0.01）を乗じてガンマ線の外部被ばくによる実効線量に積算し、全身に対する実効線量の評価値とする 2)。
3.5 評価結果
この事故による周辺監視区域境界外における公衆の最大の実効線量は、約 4.1×10－6(μSv)であり、この評価値は「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 3 年 7 月 18 日 原子力安全委員会決定、平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）」に示された、リスクは小さいと判断される発生事故当たりの周辺公衆の被ばく線量：5(mSv)より十分小さいことから、この事故により周辺の公衆に対し著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないと判断される。
4. 参考文献
1）「被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について」
58

244

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）（平成元年 3 月 27 日 原子力安全委員会了承、平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）
2）「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年 3 月 27 日原子力安全委員会了承、平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）

59

245

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

表 1 燃料棒内の希ガス及びよう素の残存量

核種

残存量(Bq)83m

0.000×10085m

Kr0.000×100

85

Kr

5.163×10987

0.000×100

88

0.000×100

89

0.000×100

900.000×100

Kr

Kr
Kr
Kr
Kr

131m

～0.0

133m

Xe

～0.0

133

Xe

～0.0

Xe

135m

Xe

0.000×100

135

Xe

0.000×100

1370.000×100

138

0.000×100

139

0.000×100

Xe
Xe
Xe

131

～0.0

132

0.000×100

1330.000×100

134

0.000×100

135

0.000×100

I
I
I
I
I

60

246

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 2 各方位軸上の最大地点における相対線量（D/Q）の 97%値

周辺監視区域境界

最大地点までの相対線量までの距離(m)距離(m)D/Q(Gy・ｈ/MeV・Bq)

NNE

700

700

1.8×10-18

NE

398

398

5.2×10-18

ENE

259

259

9.2×10-18

E

201

201

1.6×10-17

ESE

190

190

9.7×10-18

SE

201

201

4.6×10-18

SSE

243

243

1.1×10-17

S

368

368

7.9×10-18

SSW

337

337

5.7×10-18

SW

360

360

3.9×10-18

WSW

502

502

2.6×10-18

W

603

603

1.2×10-18

WNW

881

881

7.0×10-20

NW

1096

1096

9.5×10-21

NNW

1406

1406

5.9×10-21

N

1367

1367

4.4×10-19

方位

61

247

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

D/Q(Gy・h/MeV・Bq)

図1

方位別相対線量（Ｄ/Ｑ）の累積相対出現頻度

62

248

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

添付書類 四四研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書：変更箇所）（2020/4/1 施行）
核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
研開炉規則
五

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存する

1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法

放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発生し炉心及びその周辺部に設置されている機器並びに炉室建屋等の構造物は、原子炉運転中にた放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、原子炉の運転履歴等を基にし中性子照射を受けたことから、放射化汚染している。また、炉心タンク、炉内構造物、重水た計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。

系設備等は、放射化した腐食生成物等及びトリチウムにより汚染している可能性がある。
(1) 汚染の分布
1) 放射化汚染物質
評価対象は炉心構造物及び放射線遮蔽体であり、推定放射能量は炉停止から 7 年後の時点で約 5.04×109(Bq)である。
2) 二次汚染物質
評価対象は汚染の可能性のある炉心タンク、炉内構造物、重水系設備、ガス系設
備、計測制御系統施設及び原子炉建屋コンクリートであり、想定汚染面積と表面汚染密度の検出限界の積から求めた推定放射能量は約 3.02×107(Bq)である。
(2) 評価方法
原子炉施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けることができる。放射化汚染物質は、炉心、炉心周辺部に設置されている機器及び原子炉建屋等の構造物が中性子照射を受けて放射化することにより発生し、残存するものである。二次汚染物質は、放射化した腐食生成物等が配管、機器類に付着することにより、施設内に残存するものである。
DCA における放射化及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。
1) 放射化汚染物質
炉心構造物及び放射線遮蔽体等に残存する核種別放射化汚染物質の量は、ここでは
平成 20 年（原子炉停止 7 年後）を目安に、放射性物質の量を計算によって評価する。計算手順を図 1 に示す。
①

中性子束分布の計算

中性子束の計算では、まず、JENDL-3.1 から編集された遮蔽計算用定数ライブ
ラリ｢JSSTDL｣1)を附属のユーティリティプログラムにより 22 群（DLC-23 の群構造）に縮約し、これを用いて、1 次元輸送計算コード｢ANISN-JR｣2)により領域依存
63

249

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構のマクロ断面積を求める。次に、このマクロ断面積を用いて 2 次元輸送計算コー
ド｢DOT3.5｣3)により放射線遮蔽体を含む原子炉各部での中性子束を求める。輸送計算に用いる原子炉の物質組成は、DCA の図面を基に作成した解析モデルに対して、JAERI-M6928 4)を基に作成した原子個数密度を適用した。
2 次元輸送計算モデルを図 2 に、中性子束分布の計算結果の例を図 3 に示す 5)。
②放射化汚染物質の量の計算

放射化汚染物質の量は、DOT3.5 で算出した中性子スペクトルを用いて、燃焼計
算コード｢ORIGEN-79｣6)で計算した。計算においては、軽水炉用の 1 群断面積を使用した。①で求めた中性子束、原子炉運転履歴並びに原子炉建屋等の図面から求めた材料及び構造材、設備機器の重量等の物量データから求めた親元素の存在量を用い、構造物ごとに計算する。
(a) 原子炉運転履歴
DCA の初臨界から解体届提出時までの年度ごとの積算出力実績値を入力デー
タとして与える。評価時点は、最終運転を行った平成 13 年 9 月から 7 年間経過した日とする。原子炉運転履歴を、表 1 に示す 7)。
(b) 炉心構造物及び原子炉建屋等の物質組成
放射化を検討すべき主な機器は、炉心タンク、グリッド板、炉心タンク支持
台及び放射線遮蔽体を兼ねる原子炉建屋等であり、これらの構造材は、アルミニウム合金、ステンレス鋼、炭素鋼、コンクリートである。これらの構造材中に生成される放射性核種は現状の知見で可能な限り全てを評価対象とする。計算に用いる放射性物質の親元素の存在量は、材料証明書及び文献 8) 9) 10)等に基づく。計算に用いた主要構造物の物質組成を表 2 に示す 7)。
③

評価結果

炉心構造物及び建屋等の機器別、核種別の放射化汚染物質の推定量を表 3 に示す。「重水炉、高速炉等におけるクリアランスレベルについて（平成 13 年 7 月
16 日原子力安全委員会）」において重要放射性核種として抽出された 8 核種及び全α核種以外の核種の推定量は、｢その他｣の欄に一括して記載した。評価の結果、運転によって生成し、炉停止から 7 年後に残存する放射化汚染物質の全量は、約 5.04×109(Bq) と評価される 7)。
主な構造材別、核種別の放射化汚染物質の最高濃度の推定値を表 4 に示す 7)。
各推定値のうち、Co-60 及び Eu-152 以外の核種は、参考値として示したクリアラ
ンスレベルを十分に下回っている。
なお、重要放射性核種以外の核種としては、Fe-55 の放射能の推定量は、金属では Co-60、コンクリートでは H-3 に次いで多かったが、放射能濃度の評価においては、「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に
64

250

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
関する規則（平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）」別表第三欄に掲げる
放射能濃度を十分に下回った。
2) 二次汚染物質
二次汚染物質の量の評価は、汚染の可能性のある炉心タンク、炉内構造物、重水系
設備、ガス系設備、計測制御系統施設及び原子炉建屋を対象とする。
二次汚染物質の量を評価するためには、全汚染面積と表面密度を求めることが必要である。汚染面積については、機器、配管等の図面及び現場調査に基づき算出した。しかし、複雑な構造・形状のポンプ、機器、弁等の汚染面積を正確に求めることは困難なので、不確定要素として 10％を見込み、計算値の 1.1 倍を全汚染面積とした。また、表面密度については、使用流体の放射能濃度、過去の保守・整備作業時の測定値及び原子炉運転時間等を考慮し推定した。
汚染面積、汚染放射性物質表面密度及び汚染放射性物質の放射能量の推定結果を表5 に示す。二次汚染物質の放射能量は、約 3.02×107(Bq) と推定される 11)。
2. 参考文献
1）Hasegawa A., et al.：“Development of a Common Nuclear Group Constants Library
System: JSSTDL-295N-104g Based on JENDL-3 Nuclear Data Library”, Proc. Int.
Conf. on Nuclear Data for Science and Technology, May 1991, P.232, SpringerVerlag (1992)
2）Koyama K., et al.：“ANISN‐JR．A One-Dimensional Discrete Ordinate Code For
Neutron and Gamma-Ray Transport Calculation”, JAERI‐M 6954(1977)
3）W. A. Rhoades, et al.：“DOT3.5 Two Dimensional Discrete Ordinates Radiation
Transport Code”，CCC-276 (1977)4）小山謹二、奥山芳広、古田公人、宮坂駿一：遮へい材料の群定数-中性子 100 群・ガンマ
線 20 群・P5 近似-、JAERI-M6928(1977)
5）吉澤俊司、近藤等士、八木昭、谷本健一：重水臨界実験装置（DCA）放射化インベントリの評価（Ⅰ）、JNC TN9410 2001-011 (2000)
6）M. J. Bell, et al.：“RISC COMPUTER CODE COLLECTION，ORIGEN‐79, ISOTOPEGENERATION AND DEPLETION CODE‐MATRIX METHOD” ,CCC-217 (1979)
7）吉澤俊司、今野将太郎、谷本健一、八木昭、羽様平、遠藤浩太郎：重水臨界実験装置（DCA）放射化インベントリの評価（Ⅱ）、JNC TN9410 2001-027 (2001)8）J. C. Evans, et al.：“Long lived activation products in reactor materials”,
NUREG/CR-3474 (1984)
9）H. D. Oak, et al.：“Technology, Safety and Costs of Decommissioning a
Reference Boiling Water Reactor Power Station”, NUREG/CR-0672 (1980)
65

251

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
10）小山昭夫： 研究用原子炉のデコミッショニングと放射性廃棄物, 京都大学原子炉実験所第 35 回学術講演会報文集 ISSN 0917-1746(2001)
11）今野将太郎、福田誠司、吉澤俊司、羽様平、遠藤浩太郎、橋本周：重水臨界実験装置（DCA）廃止措置における放射性廃棄物に関する評価、JNC TN9410 2002-015 (2002)

66

252

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
表 1 原子炉運転履歴

年

昭和

平成

合

度

運転時間

積算熱出力

時間

分

［Ｗh］

44
45

56
807

50
33

15.011
22793.722

46

623

34

41141.246

47

647

27

35950.893

48

630

21

28821.111

49

270

29

40867.242

50

232

47

39162.028

51

326

23

29308.674

52

153

1

21098.432

53

249

7

27608.626

54

176

9

28966.275

55

197

7

29460.805

56

186

48

30758.535

57

237

52

16727.080

58

234

49

12860.629

59

132

0

18905.265

60

225

29

13855.937

61

117

31

25875.709

62

94

58

10054.639

63

180

21

13764.603

元年

124

2

7891.240

2

172

55

17037.082

3

138

43

13417.818

4

212

38

4726.131

5

137

5

2597.594

6

156

20

8526.482

7

238

20

4313.543

8

198

42

3467.387

9

130

59

5303.939

10

51

37

2517.277

11

95

13

1881.289

12

29

54

2427.604

13

89

1

5291.8887556

5567395.736

計

67

253

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

68

254

Cs-134

Cs-137

Eu-152

Eu-154

α核種 注)

その他

合計

0.52

<0.01
19.56

Bq
％

放射線遮蔽体（ｺﾝｸﾘｰﾄ、鉄筋）

注）α核種：Pu-238、Pu-239、Am-241

2.57×107

3.86×103

9.58×108

24.98

0.01
0.52

％

（金属）

<0.01

1.18×104

<0.01

<0.01

1.58×105

<0.01

<0.01

1.22×104

<0.01

0.96

4.69×107

0.10

0.06

3.00×106

<0.01

<0.01

4.24×102

<0.01

78.90

3.86×10974.38

100.004.90×109

100.00

7.19×105 1.62×104 3.47×107 1.80×103 3.89×103 1.89×103 1.36×105 1.05×104 1.06×102 1.03×108 1.39×108

Bq

（下線部、

機器類合計

（2020/4/1 改訂）

5.81×105 4.16×103 1.61×107 9.47×101 1.48×103 9.84×101 1.09×105 7.87×103 4.48×100 7.45×107 9.14×107

研開炉規則

その他の機器

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

3.76×103 3.03×101 8.84×105 9.93×100 1.94×101 1.03×101 9.14×102 6.17×101 3.66×10-1 1.98×106 2.87×106

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

軽水サージタンク

試験炉規則

重水系塔槽類、

1.24×105 8.81×102 1.67×106 7.65×100 2.87×102 7.94×100 2.29×104 1.69×103 3.39×10-1 1.31×107 1.49×107

Sr-90

炉心タンク支持台

Co-60

7.36×103 1.07×104 1.44×107 1.53×102 2.05×103 1.63×102 2.16×103 7.62×102 1.79×101 1.05×107 2.49×107

Mn-54

グリッド板

H-3

(原子炉停止7年後、単位：Bq)

2.80×103 3.86×102 1.71×106 1.54×103 5.76×101 1.61×103 7.71×102 7.81×101 8.27×101 3.35×106 5.08×106

核種

放射化汚染物質の推定量

炉心タンク、炉内構造物

名称

表3

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

69

255

2.01×10-5
2.81×10-4
3.85×10-4
1.41×10-50.1

5.25×10-7
1.67×10-2
3.85×10-2
2.23×100
100

アルミニウムステンレス鋼
炭素鋼
コンクリート
参考値 注３）

Sr-90
2.73×10-4
2.38×10-5
2.38×10-6
2.79×10-5
1

Co-60
9.14×10-2
6.25×100
5.40×10-1
3.77×10-2
0.1

0.1

5.88×10-4

1.05×10-4

0.1

2.90×10-5

2.47×10-6

0.1

1.10×10-1

7.07×10-3

0.1

8.70×10-3

5.66×10-4

0.1 注２）

1.38×10-6

1.18×10-7（下線部、

1.18×10-6

1.45×10-5α核種 注１）（2020/4/1 改訂）

3.66×10-4

6.29×10-11

Eu-154研開炉規則

4.55×10-3

3.33×10-12

Eu-152

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

2.47×10-5

2.85×10-4

Cs-137（原子炉停止 7 年後、単位：Bq/g）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

1.58×10-4

1.18×10-10

Cs-134

主な構造材の放射化汚染物質の最高濃度

試験炉規則

注1) Pu-238、Pu-239、Am-241
注2) Pu-239、Am-241
注3) 参考値として、試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則（平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）別表第三欄に掲げる放射能濃度を示す。

Mn-54

核種

H-3
材質

表4

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

70

256

表面密度(Bq/cm2)
0.4
0.4
0.4
0.4
0.4
0.4

(m2)
506
302
130
86
69
6,445
7,538

対象施設・系統

炉心タンク及び炉内構造物
重水系設備
ガス系設備
計測制御系統施設
核燃料物質取扱設備
原子炉建屋
合計

3.02×107（下線部、

2.58×107（2020/4/1 改訂）

2.76×105

研開炉規則

3.44×105

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

5.20×105

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

1.21×106

2.02×106

(Bq)

放射能量

二次汚染物質の試験炉規則

注）炉心構成組替え時等の作業時にスミヤ等により測定した結果、汚染は検出されなかった。したがって、二次汚染物質の評価に当たっては、測定時の検出限界値を表面密度として用いた。なお、トリチウムによる汚染は、機器類の表面で 1.2×10-1(Bq/ cm2)、コンクリート中には 0.3(Bq/g)と評価されており 11)、第 2 段階における残存放射性物質の評
価のための試料採取及び測定において、詳細な評価を実施する。

二次汚染物質 注）

二次汚染物質の推定結果

汚染表面積

表5

資料_1

令和 2 年 10 月 1 日

日本原子力研究開発機構：変更箇所）（2020/4/1 施行）

71

257

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

遮蔽計算用定数ライブラリ (JSSTDL)（295 群→22 群）

群定数の処理(ANISN-JR)

領域依存のマクロ断面積(22 群)

２次元中性子束分布の計算(DOT3.5)

中性子スペクトル（22 群）

放射能計算(ORIGEN-79)

計算値

図1

放射化放射性物質の計算手順

72

258

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

軸方向

放射線遮蔽体放射線遮へい体(コンクリート)

(空気)

遮へい扉
遮蔽扉
(コンクリート)
グリッド板(アルミニウム)

遮蔽扉
遮へい扉
(炭素鋼)

炉内構造物
(アルミニウム+空気)

(空気)
炉心

(空気)

炉心タンク
(アルミニウム)

(重水)
炉心中心
下部吸収体
(アルミニウム+B4C)(空気)

放射線遮蔽体放射線遮へい体(コンクリート)

径方向

図2

2次元輸送計算モデル

73

259

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）

74

260

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）

（下線部、

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

添付書類 五五研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書：変更箇所）（2020/4/1 施行）
性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関す（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する

る説明書

説明書

研開炉規則
六

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

1. 廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理

性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能を維持すべき期間にわたって以下の措置を講ずることが示されていること。

1.1 原子炉本体
原子炉本体については、全ての燃料が搬出されるまでの間、燃料体の健全性を維持する。また、放射線遮蔽体は、原子炉本体の解体終了までの間、放射線遮蔽としての性能

１）建屋(家)・構築物等の維持管理
放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等については、を維持する。

これらの系統及び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理すること。
２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

1.2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の貯蔵施設では、DCA で使用した燃料を保管中であることから、全ての燃料

新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては、所要の性能を満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設備をが搬出されるまでの間、貯蔵性能を維持する。取扱設備については、燃料の搬出に備えて、全ての燃料が搬出されるまでの間、燃料の取扱性能を維持する。

維持管理すること。
また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な設備を維持管理すること。

1.3 計測制御系統施設
計測制御系統施設については、炉心タンク内重水及び試験体内減速材は搬出済みであ３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。

る。他の設備等については、原子炉の運転を行わないため性能を維持すべき設備とはな

４）放射線管理施設の維持管理らない。これらの設備等は｢添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に

原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理区域

関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に示すように、放射内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については、適切に維化及び汚染物質による汚染を含むものがあるが、原子炉建屋の管理区域としての性能を持管理すること。

適切に維持管理することにより、原子炉施設の安全性は確保できる。したがって、計測

５）解体中に必要なその他の施設の維持管理

制御系統施設自体については、維持管理すべき施設・設備は存在しない。

①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業務従事者の被ばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴い放1.4 放射性廃棄物の廃棄施設

射性粉じんが発生する可能性のある区域で原子炉施設外への放出の防止及び放射性廃棄物の廃棄施設については、｢添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とそ

他区域への移行の防止のために必要な場合は、換気設備を適切に維持管理するの評価方法に関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に示すこと。

ように、原子炉建屋内に放射性物質を内包していることから、原子炉施設内における汚②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合には、染拡大を防止し、気体状の放射性物質の原子炉施設外への放出を抑制するため、管理区

適切な容量の電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。

域が解除されるまでの間、管理区域の排気性能を維持する。

③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）については、

また、「本文十 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」の「2.2 液

適切な機能が確保されるよう維持管理すること。

体廃棄物」に示すように、解体付随廃液（プール水及び解体作業に伴う手洗い水）が発６）検査・校正生することから、液体状の放射性物質の原子炉施設外への放出を抑制するため、廃液の性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置

貯留性能を維持する。

75

261

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）等については、安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持できるよ固体廃棄物廃棄設備については、「本文十 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染う適切な頻度で検査・校正を行うこと。

された物の廃棄」の「2.3 固体廃棄物」に示すように、解体に係る放射性固体廃棄物が発７）その他の安全対策生するため、放射能濃度確認対象物の放射能濃度の確認が終了し、かつ全ての放射性固原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措置を体廃棄物が搬出されるまでの間、廃棄物の保管性能を維持する。

講じることが示されていること。
①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分し、保安のための措置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被ばくを防1.5 放射線管理施設
放射線管理施設については、｢添付書類四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方止するため、これらの区域に対する立入りを制限する措置を講ずること。

法に関する説明書｣の｢1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法｣に示すように、②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認

原子炉建屋内に放射性物質を内包していることから、解体工事等の管理区域内作業に係するため、解体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリング及る放射線業務従事者の被ばく管理及び原子炉施設外への放射性物質の放出管理を行う必び周辺環境に対する放射線モニタリングを適確に行うこと。

要があるため、ガンマ線エリアモニタ（炉室 1 階及び制御室以外）、炉室用β（γ）モ③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法ニタ及び排気モニタについて、管理区域の解除までの間、放射線管理モニタとしての性な接近等を防止する措置を講ずること。

能を維持する。

④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理すること。

1.6 原子炉格納施設

また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのないよ

原子炉格納施設については、排気ダンパは 1.4 項に示す放射性廃棄物の廃棄施設に係る管理区域の排気の調節機能を有することから、管理区域の解除までの間、その性能をう適切な防護措置を講じること。

維持する。炉室及び炉室内クレーンについては、それぞれ、構造物の機能、炉室内の解○発電用原子炉施設においては、性能維持施設に係る維持管理方法が示されて体物を移動するための性能を、原子炉建屋の解体開始までの間維持する。

いること。また、性能維持施設の維持すべき性能が・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原1.7 その他原子炉の附属施設
非常用電源設備は、放射線管理施設に電源を供給する性能を有することから、管理区

子力規制委員会規則第６号）第二章及び第三章

域の解除までの間、その性能を維持する。

又は・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成1.8 検査・校正

２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章

性能維持施設及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置に用いる設備は、安全確保の規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。

上必要な性能及び性能を必要な期間維持できるよう適切な頻度で検査・校正を行う。
○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は、一般的に、試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、試験

1.9 その他の安全対策

研究用等原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。このよう(1) 管理区域の管理な廃止措置期間中、試験研究用等原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必管理区域は、汚染の除去が終了し管理区域を解除するまでの間、保安規定に基づく管理として区画、標識の設置、出入管理等を行う。

要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施される必要
76

262

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）がある。こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時(2) 周辺環境に放出される放射性物質の管理

期、維持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、解体撤去中の原子炉施設から環境に放出される放射性物質は、従来と同様に保安規定

必要に応じて廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表によりに基づく管理を行う。保安規定に基づく管理として、放射性気体廃棄物については、気示すとともに、廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。

体廃棄物の廃棄設備運転中連続して放射性物質の濃度測定を行い、放射性液体廃棄物にまた、試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については、試験研究用等原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去時についても、放出の都度、放射性物質の濃度測定を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近の線量率の測定を行う。

試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種
類、数量及び分布が、試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。

(3) 核物質防護
DCA の燃料は燃料貯蔵庫に貯蔵中であるため、出入管理等、必要な核物質防護措置を行う。
(4) 火災の防護設備の維持管理
保安規定等に基づき、消火器、自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行
う。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

添付書類 六六研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明

明書

書

研開炉規則

①廃止措置に要する費用

七

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。

対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法」の｢1. 解体の対象となる施及びその資金の調達計画に関する説②資金調達計画設｣に記載）の廃止措置に要する総見積り額は、約 15 億円である。内訳を以下に示す。

明書

実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示

廃止措置に要する費用の見積り

1. 廃止措置に要する費用の見積り作業で発生する解体廃棄物量から想定される原子炉施設（対象を「本文五 廃止措置

廃止措置に要する費用の見積り額※1

され、それを含めた費用の調達方法が明示されていること。

単位：億円
施設解体費※2

廃棄物処理処分費

合計※1

約 5.3

約 9.9

約 15

※1 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一致しない場合がある。
※2 建屋解体費用含む。

77

263

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
2. 資金の調達の方法
特別会計運営費交付金（エネルギー対策特別会計・電源利用勘定運営費交付金）により充当する計画である。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

添付書類 七七研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号

廃止措置の実施体制に関する説明書

廃止措置の実施体制に関する説

明書（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

研開炉規則１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定める

八以下の事項が定められていること。

明書

廃止措置の実施体制に関する説

1. 廃止措置の実施体制
廃止措置においては、大洗研究所（南地区）原子炉設置変更許可申請書及び大洗研究①廃止措置に係る組織所（南地区）原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）に記載された体制の下②廃止措置に係る各職位の職務内容で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、廃２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、その監止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）の選任及督を行う者を選任する際の基本方針が定められていること。

びその選任の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において明確にし、廃止

なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」

措置主任者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。

という。）としては、表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６は、発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、廃止措置計画認可の際には実用炉規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており、発電用原子炉が運転されないことから、法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されないこととなる。（試験研究用等原子炉においても同様とする。
）
表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有す

在する場合

る者ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録
簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）

廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有す
78

264

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

重水臨界実験装置廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部、：変更箇所）（2020/4/1 施行）
在しない場合る者
ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有す
る者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録
簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

添付書類 八八研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

廃止措置に係る品質マネジメン

トシステムに関する説明書（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

研開炉規則

この項目には以下の記載が明示されていること。

九①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとする

廃止措置に係る品質マネジメン

トシステムに関する説明書

1. 廃止措置に係る品質マネジメントシステム
廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係る品質マ

品質マネジメントシステムを定めること。

ネジメントシステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第 1 項並びに試験炉規則第６条②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスをの３及び第 15 条第２項に基づき、保安規定において、理事長をトップマネジメントとす明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・る品質マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連向上を図ることが明示されていること。

文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の設明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図

備の保守等の廃止措置に係る業務が行われることが明示されていること。

る。
また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「本文六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

79

265

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（原子力第 1 船原子炉施設）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

五 解体の対象となる施設及びその解体の方法

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

１．解体の対象となる施設

第 16 条の 6 法第四十三条の三の二第二項の規（１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

定により廃止措置計画の認可を受けようとする者

１）解体する原子炉施設の廃棄施設、放射線管理施設及び換気設備、燃料・廃棄物取扱棟管理区域内の核燃料物

は、廃止しようとする試験研究用等原子炉ごと

原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子力規制委

質の取扱施設及び貯蔵施設、放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設及び換気設備、に、次の各号に掲げる事項について廃止措置計員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けたと機材･排水管理棟管理区域内の放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設及び換気設備

画を定め、これを記載した申請書を原子力規制委

きに、設置の許可は、その効力を失うこととなっている。

である。なお、保管建屋、燃料･廃棄物取扱棟及び機材･排水管理棟の各建屋並びに非管員会に提出しなければならない。

解体の対象となる施設は、保管建屋管理区域内の原子炉室一括撤去物、放射性廃棄物

また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原理区域に設置している機器･設備等は解体を行わない。管理区域の範囲を図 5-1、図 5-2

五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及び子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認

及び図 5-3 に示し、原子炉室保管棟の断面を図 5-4 に示す。

その解体の方法を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみなされる。

２．解体の方法

こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原子炉施設につい解体の方法は、原子炉施設のうち管理区域内に設置されている設備・機器等並びに保管

研開炉規則ては、原子炉施設に係る設置の許可がなされたところにより、廃止措置対象施設の範囲を廃棄物については「3.核燃料物質による汚染の除去の方法」により行う。保管建屋、燃料･廃第 111 条 法第四十三条の三の三十四第二項の特定するとともに、廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設が示されていること。

棄物取扱棟及び機材･排水管理棟の各管理区域は、管理区域内の施設及び設備の解体規定により廃止措置計画について認可を受けよう

後、汚染の状況の確認を行った上で、保安規定に定める管理区域及び周辺監視区域を解とする者は、廃止しようとする発電用原子炉ごと

２）解体の方法に、次に掲げる事項について廃止措置計画を定

原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は原子

め、これを記載した申請書を原子力規制委員会に炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求められる。

提出しなければならない。

除する。

すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子炉にあっては、

五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及び原子炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用等原子炉にあっては、機能停

その解体の方法

止措置（原子炉における核分裂の発生能力を除去することにより原子炉の機能を停止させるための措置）が講じられる必要がある。

なお、保管建屋、燃料・廃棄物取扱棟及び機材・排水管理棟並びに非管理区域に設置されている設備・機器等については、再利用するため、解体は実施しない。廃止措置終了後の状態を図 5-5 に示す。

九 核燃料物質による汚染の除去
１．汚染の状況
原子炉室一括撤去物のうち、原子炉本体（炉内構造物、原子炉容器、放射線遮蔽体等）

原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける及び制御棒は、中性子照射を受けて放射化汚染し、また、原子炉冷却系統施設は、放射性線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や腐食生成物及び核分裂生成物が一次冷却水とともに系統内を循環し機器等に付着すること

放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作業前の除染実施の検討や、放により二次汚染している。

射性機器等の解体撤去時期の検討等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必附帯陸上施設の放射性廃棄物処理設備は、一次冷却水等の処理によりタンク、一部の要がある。また、廃止措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、配管等が二次汚染している。しかし、二次汚染の程度は原子炉冷却系統施設に比べ極めて

放射性廃棄物の処理等に関する措置が講じられる必要がある。

低い。

ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能の時間的減衰を図るための平成 18 年 1 月時点での原子炉室一括撤去物に残存する放射性物質の評価は、以下のとおりである。

1

266

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間をかけて行われる。

1.1 放射化汚染物質

こうしたことを踏まえ、評価対象は、原子炉室一括撤去物のうち主に原子炉本体及び制御棒であり、その放射〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階と化汚染物質の放射能量は約 9.2×1013Bq と推定され、主要放射性核種は 60Co である。

その段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着手要件、完了要件が適切

1.2 二次汚染物質に設定されていること。

評価対象は、原子炉室一括撤去物のうち原子炉冷却系統の機器であり、その二次汚染
物質の放射能量は、約 4.4×1010Bq と推定され、主要放射性核種は 60Co である。

①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段階
試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心からすべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置が講じられるとともに、燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管され、同設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬出されること。
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

②燃料体搬出後から解体撤去までの段階
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

③解体撤去段階
原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染の適切な除去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。

○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済燃料が取り出されていることが、認可の基準となっていることから、申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること。

○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間は、使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損
傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体について、その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。
あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。

注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験炉規則、実

2

267

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に記載することが必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用
等原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必要な事項が記載されているものとして取り扱う。

なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

六 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

１．廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理

六 性能維持施設（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設

平成 17 年度に原子力第 1 船原子炉施設において残存している各施設・設備のうち、原子炉

公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置対象施

施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案された核燃料物質による汚受ける放射線被ばくの低減に必要な設備等、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設（以染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順等の措置との関係において、廃止措置期

下「性能維持施設」という。）については、解体の各過程に応じて要求される機能を保安規定

間中に性能を維持すべき施設（以下「性能維持施設」という。）が、廃止措置期間を見通したに基づき維持することとし、廃止措置期間中の原子力第 1 船原子炉施設を適切に管理す

廃止措置の段階ごとに適切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的る。

な考え方が示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごと七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期に示されていること。

間性能維持施設については、｢試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則｣（昭和 32 年 12 月 9 日総理府令第 89 号）第 10 条に定める定期事業者検査を行う対象施設として、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表 7-1 に示す。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びに研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

間

その性能並びにその性能を維持すべき期間（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期

性能維持施設については、｢試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規間則｣（昭和 32 年 12 月 9 日総理府令第 89 号）第 10 条に定める定期事業者検査を行う対象

研開炉規則（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並びにそ施設として、廃止措置期間中に性能を維持すべき施設の位置、構造及び設備並びにその性

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにの性能並びにその性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここで示される性能維能並びにその性能を維持すべき期間を表 7-1 に示す。

その性能、その性能を維持すべき期間並びに研持施設の性能については、性能維持施設が維持すべき機能ごとに、その性能を満たすため開炉技術基準規則第二章及び第三章に定めるとに必要な仕様等（以下単に「必要な仕様等」という。）が示されていること。
また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業務従事者の

3

268

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
ころにより難い特別の事情がある場合はその内受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、専ら廃止措置で容使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することが示されていること。
研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持する
こと、必要な仕様等を満たすこと等が示されていること。
八 核燃料物質の管理及び譲渡し試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号

燃料体 34 体は、全て再処理を行う。

八 核燃料物質の管理及び譲渡し（４）核燃料物質の管理及び譲渡し解体工事の第 1 段階で原子炉から取り出し、燃料･廃棄物取扱棟内に保管していた全て廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡されること等をの燃料体は、再処理準備のため、平成 13 年に日本原子力研究所東海研究所（現機構原子示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済燃料の処分の方法」に従

力科学研究所）の燃料試験施設に搬出した。

い、適切な譲渡し等の措置が示されており、核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確認する。
① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。
② 核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。
③ 核燃料物質の搬出、輸送
核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられること。
④ 核燃料物質の譲渡し先○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号の規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

九 核燃料物質による汚染の除去

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

１．汚染の状況

九 核燃料物質による汚染の除去（５）核燃料物質による汚染の除去

原子炉室一括撤去物のうち、原子炉本体（炉内構造物、原子炉容器、放射線遮蔽体等）及廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前評価結果、

び制御棒は、中性子照射を受けて放射化汚染し、また、原子炉冷却系統施設は、放射性腐汚染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。

食生成物及び核分裂生成物が一次冷却水とともに系統内を循環し機器等に付着することにより二次汚染している。
附帯陸上施設の放射性廃棄物処理設備は、一次冷却水等の処理によりタンク、一部の配管等が二次汚染している。しかし、二次汚染の程度は原子炉冷却系統施設に比べ極めて低
い。

4

269

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
平成 18 年 1 月時点での原子炉室一括撤去物に残存する放射性物質の評価は、以下のとおりである。
1.1 放射化汚染物質
評価対象は、原子炉室一括撤去物のうち主に原子炉本体及び制御棒であり、その放射化
汚染物質の放射能量は約 9.2×1013Bq と推定され、主要放射性核種は 60Co である。
1.2 二次汚染物質
評価対象は、原子炉室一括撤去物のうち原子炉冷却系統の機器であり、その二次汚染物
質の放射能量は、約 4.4×1010Bq と推定され、主要放射性核種は 60Co である。
２．汚染の除去の方法
原子炉室一括撤去物及び各建屋管理区域内設備機器の核燃料物質による汚染の除去
は、機械的・化学的除染法等は採らず、解体撤去の方法を採用する。
原子炉室一括撤去物は、放射化による汚染が二次汚染物質の汚染と比較して圧倒的に大きいこと、原子炉停止から十分な時間がたち、放射能の減衰が得られていることから、解体前の除染は実施しない。また、附帯陸上施設についても、二次汚染の程度が低いことから、解体前の除染は実施しない。
汚染の除去の工事は、作業区域の線量当量率や対象施設の汚染の程度等に応じて必要な措置を講じたうえで、図 9-1 に示す汚染の除去の工事等の主要手順に従って、表 9-1 に示した核燃料物質による汚染の除去の工事方法に基づき、解体撤去を実施する。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

十 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

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

核燃料物質によって汚染された物（放射性気体、液体及び固体廃棄物）の廃棄の方法は、十 核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染さ（６）核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄それぞれ以下のとおりである。

れた物の廃棄廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示され

１．放射性気体廃棄物ていること。

廃止措置期間中に発生する放射性気体廃棄物は、放射化及び汚染した金属・コンクリート

なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間は、当該施設の切断等による放射性塵埃である。なお、廃止措置対象施設から全燃料体が搬出されていの放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されていること。

るため、放射性よう素及び希ガスは発生しない。

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じることが示され放射性気体廃棄物は、換気設備の高性能フィルタでろ過した後、スタックダストモニタていること。

より排気中の放射能濃度が、｢試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規①放射性気体廃棄物の廃棄則等の規定に基づき、線量限度等を定める告示｣(昭和 63 年 7 月 26 日科学技術庁告示第原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉の運転中にお20 号[平成 17 年 11 月 30 日文部科学省告示第 163 号により一部改正]) (以下「「線量限度ける取扱いと同様に措置されること。

等告示」」という。)に定める周辺監視区域外の濃度限度以下であることを連続監視しなが②放射性液体廃棄物の廃棄

ら、排気口から放出する。既設の換気設備を解体撤去する場合は、高性能フィルタ付局所

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の運転中にお排気装置を通した後、「線量限度等告示」に定める周辺監視区域外の濃度限度以下である

ける取扱いと同様に措置されること。

ことを連続監視しながら、排気口から放出する。

5

270

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）③放射性固体廃棄物の廃棄

２．放射性液体廃棄物

原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性物質による廃止措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、炉内構造物の切断に伴う原子炉容器内汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理及び保管等の各段階の取扱いの張水、機械的切断等に伴う廃液及び管理区域内で発生する手洗い水等である。

において、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止できるよう措置された設

放射性液体廃棄物は、液体廃棄物処理設備で処理し、放射性物質の濃度を測定した後、備等が用いられること。

「線量限度等告示」に定める周辺監視区域外の濃度限度以下となるよう希釈し放出する。

また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、それらを適切に

３．放射性固体廃棄物

廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

保管廃棄物は、200L ドラム缶、1m3 容器、梱包体等として撤去物等保管棟の撤去物等保管（2020/4/1 施行）

室、燃料・廃棄物取扱棟の固体廃棄物貯蔵室及び固体廃棄物保管エリアに保管している。
廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物は、原子炉室一括撤去物、各建屋の管理区
域内機器等の解体に伴い発生する金属・鉛・アスベスト・コンクリート等の他、工事用資機
材、ウエス等の解体付随廃棄物である。
これらの放射性固体廃棄物は、性状及び放射能レベルに応じて区分し、廃棄事業者の廃棄施設に搬出する。
４．放射性廃棄物の廃棄等廃止措置終了までにおける核燃料物質によって汚染された物(放射性気体、液体及び固体廃棄物)及び放射性廃棄物として扱う必要のない物の発生量及び処理処分は、次のとおりである。処理処分の流れを図 10-1 に示す。
4.1 放射性気体廃棄物(1) 発生量
廃止措置期間中に発生する放射性気体廃棄物は、放射化及び汚染した金属、コンクリー
トの切断等による放射性塵埃であるが、汚染拡大防止囲い及び高性能フィルタ付局所排気装置を設置する等の措置を講じ、さらに、排気は建屋換気設備の高性能フィルタでろ過した
後、排気口から放出するので、放射性塵埃の濃度は十分低い値となる。なお、施設から全燃料体を搬出したことから、放射性よう素及び希ガスは発生しない。
(2) 処理処分
放射性気体廃棄物は、換気設備の高性能フィルタでろ過した後、スタックダストモニタにより排気中の放射性物質の濃度が線量限度等告示に定める周辺監視区域外の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気口から放出する。既設の換気設備を解体撤去する場
合は、高性能フィルタ付局所排気装置を通した後、「線量限度等告示」に定める周辺監視区
域外の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気口から放出する。
4.2 放射性液体廃棄物(1) 発生量
廃止措置期間中に発生する放射性液体廃棄物の推定発生量を、表 10-1 に示す。廃止措

6

271

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、主に炉内構造物を溶断解体するための原子炉
容器内の張水、機械的切断に伴う廃液及び管理区域内で発生する手洗い水等である。
(2) 処理処分
発生する廃液は、液体廃棄物処理設備で処理し、放射性物質の濃度を測定した後、｢線量限度等告示｣に定める周辺監視区域外の濃度限度以下となるよう希釈し、排出する。
4.3 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要のない物(1) 発生量「むつ」の運転及び解体工事に伴って発生した放射性固体廃棄物は、200L ドラム缶、1m3
容器、梱包体等として撤去物等保管棟の撤去物等保管室、燃料・廃棄物取扱棟の固体廃棄物貯蔵室、固体廃棄物保管エリアで保管している。
今後の廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物は、原子炉室一括撤去物並びに保管建屋等の管理区域内設備・機器の解体に伴い発生する金属・鉛・アスベスト・コンクリー
ト等の他、工事用資機材、ウエス等の解体付随廃棄物である。低レベル放射性固体廃棄物
及び放射性物質として扱う必要のない物の推定発生量を表 10-2、放射能レベル区分の適用基準を表 10-3 に示す。U 放射性固体廃棄物については、RI・研究所等廃棄物の処分を目的とした廃棄事業者の廃棄施設における処分等を考慮しているため、｢RI・研究所等廃棄物処分への取り組みについて｣(平成 10 年 6 月原子力委員会決定)及び｢現行の政令濃度上限
値を超える低レベル放射性廃棄物処分への取組みについて｣(平成 10 年 10 月原子力委員会決定)に示された考え方を参考に放射能レベル区分を想定し、推定発生量を評価した。なお、各施設・設備の放射能レベル区分は、添付書類四の｢1.残存放射性物質の評価｣に示す
評価結果に基づき推定した。また、保管廃棄物の放射能レベル区分については、実測値に基づき区分した。
(2) 処理処分
放射性固体廃棄物は、性状及び放射能レベルに応じて区分し、廃棄事業者の廃棄施設に搬出する。
原子炉等規制法第 61 条の 2 に従って放射能濃度の確認申請を行い、放射性物質として扱う必要のない物として認められた物は、再利用または産業廃棄物として処理処分を行う。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

十一 廃止措置の工程

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

原子力第 1 船原子炉の廃止措置に係る全体工程を表 11-1 に示す。各工程の概要は、以十一 廃止措置の工程（７）廃止措置の工程

下のとおりである。

原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原子炉の機能(1) 解体の着手

停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。こ平成 4 年 2 月の実験航海終了後、同年 8 月に「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規のような廃止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従制に関する法律の一部を改正する法律」(平成 17 年 5 月 20 日法律第 44 号)による改正前

7

272

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な原子炉施設を適切にの原子炉等規制法第 38 条第 1 項に基づく原子力第 1 船原子炉施設の解体届(4 原研 05 第維持管理しつつ作業が実施されること。

48 号)を届け出て 9 月より「むつ」の解体に着手した。

こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解(2) 「むつ」の解体工事

体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止措置の方針・手順を時間軸「むつ」の解体工事は、3 段階に分けて実施し、平成 8 年 3 月に終了した。各段階の主な実の単位を年度として工程表により示すとともに、その概要が説明されていること。

施項目は次のとおりである。

（2020/4/1 施行）

・第 1 段階：燃料体の取出等(平成 4 年度及び平成 5 年度)
・第 2 段階：原子炉補機室等の機器類撤去(平成 5 年度及び平成 6 年度)
・第 3 段階：原子炉室一括撤去・移送(平成 6 年度及び平成 7 年度)(3) 原子炉室一括撤去物の保管展示
原子炉室一括撤去物は、格納容器の一部を切り欠き、鉛遮へいガラスを設置して保管建屋の原子炉室保管棟に保管し、平成 8 年度以降一般展示している。
(4) 原子炉室一括撤去物及び附帯陸上施設の解体工事
解体工事は、RI・研究所等廃棄物の処分が可能な廃棄事業者の廃棄施設 1)において廃棄物の受入れが可能であることを確認してから着工することとし、主に「むつ」の運転及び解体届に基づく解体撤去工事に伴い発生した放射性固体廃棄物（以下「保管廃棄物」という。）の搬出作業と並行して原子炉室一括撤去物の解体撤去工事から開始する。その後、保管建屋、燃料・廃棄物取扱棟及び機材・排水管理棟の管理区域内設備・機器を順次解体撤去す
る。解体撤去に伴い発生した放射性廃棄物を搬出した後、汚染の状況を確認したうえで管理区域及び周辺監視区域を解除する。廃止措置は、全放射性廃棄物の搬出、全管理区域
及び全周辺監視区域の解除をもって終了とし、原子炉等規制法第 43 条の 3 の 2 第 3 項において準用する同法第 12 条の 6 第 8 項に基づく廃止措置の終了の確認を受ける。
注）上記（１）から（７）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されてい対象外る場合においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設の許認可上、管理が可能な施設であること。

8

273

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設であること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係るマネジメントシステム

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係る品質マネジメントシステム（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム

関する事項について、機構は、次の品質管理体制の計画(以下「品質管理計画」という。)に原子力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基準に関する規則（令和定める要求事項に従って、保安活動の計画、実施、評価及び改善を行う。

２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従っ（以下略）

試験研究用等原子炉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て構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。
３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準
試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号

対象外

第 16 条の 6 第 2 項 前項の申請書には、次の各（試験研究用等原子炉施設は対象外）

号に掲げる書類又は図面を添付しなければなら（１）既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることを明らかにする資料ない。

（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること、空白の炉心配置図等で燃料が炉心に装荷されていないことが明らかになっていること。

研開炉規則
第 111 条第 2 項 前項の申請書には、次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

添付書類一

一 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

止措置に係る工事作業区域図（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

研開炉規則（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかになっていること。

二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図 1-1 に示止措置に係る工事作業区域図

試験炉規則

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図す。

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

添付書類二

9

274

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する

研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号

添付書類二

説明書

（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書（2020/4/1 施行）

研開炉規則

原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関するは低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放射性気体廃棄物、説明書

放射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に、確実に廃棄が行われるこ

１．放射線の被ばく管理
1.1 放射線管理
廃止措置期間中の作業環境の放射線監視、被ばく管理、放射線業務従事者の出入り及と、また、廃止措置期間中の平常時における周辺公衆への影響を確認する。

び搬出物品の管理、管理区域の設定及び解除並びに周辺環境の放射線監視等の放射線

１）廃止措置期間中の放射線管理

管理は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力第 1 船原子炉施設保安規定

廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る（以下「保安規定」という。）に基づいて実施し、法令又は保安規定で定める基準値を超えな

放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区域、保全区域及び周辺監視

いようにする。

区域の設定若しくは解除、放射線業務従事者の放射線防護並びに放射性廃棄物の放出管

解体工事にあたっては、随時、必要な放射線モニタリングを実施するとともに作業方法等理）が示されていること。

の評価を行い、必要に応じて作業方法及び放射線防護方法の改善等の適切な措置を講じ、また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る以放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。そのために必要とされる放射線管理用測定装下のような安全対策が示されていること。

置、エリアモニタ、排気ダストモニタ等の放射線管理施設の維持管理を行う。

①核燃料物質による汚染の拡散防止策

1.1.1 作業環境の放射線監視

核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲い、局所フィル
タを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体廃棄物について、施設内の給排(1)線量当量率
管理区域内の線量当量率は、γ線エリアモニタにより放射線レベルの監視を行う。放射気系の機能が維持されること。

線業務従事者が頻繁に立ち入る場所については、定期的に線量当量率を測定し、異常のな②被ばく低減対策

いことを確認する。

核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼吸保護具の着解体に伴って、遮へい状況の変化、放射性廃棄物の移動又は特殊な作業の実施がある

用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じられること。

場合、その都度線量当量率を測定し、安全確保のために必要な措置を講ずる。

２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量(2)表面汚染廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量が評価されて放射線業務従事者が頻繁に立ち入る管理区域内の床の放射性物質の表面密度は、定いること。

期的に定点をスミヤ法によって測定し、異常のないことを確認する。また、表面汚染の発生

３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価するおそれのある作業等を行う場合は、必要に応じてサーベイ法を併用して汚染の管理を

原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線
による周辺公衆の線量が適切に評価されていること。

行う。
(3)空気汚染管理区域内の空気中放射性物質の濃度は、ダストモニタ等によって作業中連続して監視

①気象条件

する。

廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因する周辺公

汚染機器、配管の切断等の空気汚染の発生するおそれのある作業を行う場合は、必要衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散に応じて汚染拡大防止囲いを設置するとともに、移動型ダストモニタ等を配置し、作業環境の解析方法（以下「気象条件」という。）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示の空気中放射性物質の濃度を連続監視する。

されていること。

1.1.2 被ばく管理

この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和作業を実施するにあたっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射

10

275

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

５７年１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日一部改訂。以下「気象指針」と線防護方法(防護具の使用等)、モニタリング方法等を決定し、放射線業務従事者の被ばく低いう。）に、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、減を図る。

（2020/4/1 施行）

観測値の統計処理方法及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当解体工事中の個人の外部被ばく線量は、ガラスバッジ等で測定する。内部被ばく線量は、必要に応じてホ－ルボディカウンタ又はバイオアッセイにより測定する。また、作業を実施す

たっては、これを参考とする。
なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分なる前に計画線量を設定し、適宜、線量の実績値と比較して、放射線業務従事者の線量限度

根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

を超えないように管理する。

②放射性物質の放出量の算出

1.1.3 放射線業務従事者の出入り及び搬出物品の管理

平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため、排気系フィルタ等放射性物質除去装置、一(1)出入り管理
放射線業務従事者に対しては、作業開始前に当該作業について指示及び教育訓練を行い、管理区域内遵守事項を徹底させ作業の安全を図る。
管理区域に立ち入るときは、個人線量計及び防護衣等の作業上必要な防護具を着用さ時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。
なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮したうえで、評価のせ作業を行う。また、管理区域から退出するときは、ハンドフットクロスモニタ等によって身体対象となる放射性物質が考慮されていること。

表面及び衣服の汚染検査を行い、放射線業務従事者の被ばく防護及び管理区域外への汚③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量染の拡大防止を図る。汚染が検出された場合は、汚染除去等必要な措置を行う。

評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用(2)搬出物品管理
管理区域から物品を搬出するときは、放射性物質の表面密度を測定記録し、保安規定にいて、周辺監視区域外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切定める基準を超えた物品を持ち出さないよう管理する。

に評価されていること。

1.1.4 管理区域の設定及び解除

ここで、「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措置計画について(1)管理区域の設定

は、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が、原子力規制委員会の定め

解体工事の進捗に伴って既存の管理区域以外の区域における空気中放射性物質濃度る周辺監視区域外の線量限度を超えないよう講じられるものであること。さらに、原子炉設

又は表面密度等が法令に定める値を超えるか、又は超えるおそれがある場合は、対象区域

置者及び旧原子炉設置者等においては、原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達を保安規定に基づき一時的な管理区域として設定する。設定した管理区域は、壁、さく等の成できる限り低く保つための努力が払われていること。

区画物によって区画するほか、標識を設けることによって明らかに他の場所と区別する等のこのような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用軽水型原子炉
施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下「線量評価指針」という。）、旧原子炉安措置を講ずる。
(2)管理区域の解除(1)で設定した管理区域の空気中放射性物質濃度又は表面密度等が法令に定める値以全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価に下であることが確認された場合には、解体状況等を考慮してその設定を解除する。

ついて」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員

1.1.5 周辺環境の放射線監視会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。

(1)平常時における放射線監視

なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があって周辺監視区域外の線量が、法令に定める値を超えないようにし、これを確認するため、放出も、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」としていることに留意する。

放射性物質の量及び気象条件に基づいて周辺監視区域外の被ばく評価(1.2 参照)を行う。

④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカイシャイン線量(2)異常時における放射線監視の評価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物に起因する直線

万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて敷

11

276

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

線量とスカイシャイン線量について被ばく線量が評価されていること。

地周辺の放射線測定、環境試料の採取・測定等を行う。

（2020/4/1 施行）

この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮蔽設計、評価地点までの1.2 被ばく評価
廃止措置工事に伴って発生すると想定される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物

距離が適切に考慮されていること。

の放出による周辺公衆への影響を評価する。また、廃止措置工事のうち放射線業務従事者

４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量

被ばく線量が多いと想定される代表的な工事について、放射線業務従事者の被ばく線量を廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討していること。

評価する。
1.2.1 放射線業務従事者の被ばく
廃止措置期間中における解体撤去の各工事における推定集団実効線量を表 1-1 に示す。この解体撤去工事における外部被ばくによる集団実効線量は、個別工事ごとに推定した平均線量当量率と工事人工数の積により算出した個別工事ごとの集団実効線量について、全工事分として和をとることにより評価した。その結果、工事全体での外部被ばくによる推定集団実効線量は 2.6×103 人･mSv であり、平均線量当量率及び工事人工数はそれぞれ 2.6×101μSv/h 及び 1.0×105 人･h と推定した。個別工事ごとの平均線量当量率及び作業人工数は、平成 7 年度までに終了している原子力第 1 船原子炉の船舶（以下「「むつ」」という。）の解体工事における実績 1)、「3.残存放射性物質の評価」に示す施設・設備の汚染状
況、他施設における実績 2)に基づき推定した。なお、内部被ばくについては、必要に応じて防護マスク及び防護衣を用いることにより、外部被ばくと比較して十分小さいと推定した。
1.2.2 公衆の被ばく廃止措置工事に伴って発生すると想定される放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物による被ばくを評価する。廃止措置期間中の公衆の平常時の被ばく評
価方法及び結果は、次のとおりである。
(1)放射性気体廃棄物による被ばく
廃止措置期間中の解体撤去工事では、事業所から燃料体の搬出が終了していることか
ら、放射性よう素及び希ガスの放出は想定されないが、解体作業時に放射化及び二次汚染した金属、コンクリートの切断等による放射性塵埃の発生が考えられる。
原子炉本体の解体等、放射性塵埃が発生するおそれがある作業では、汚染拡大防止囲い
及び高性能フィルタ付局所排気装置等を設置して汚染の拡大防止のための措置を講じ、さらに、排気は換気設備の高性能フィルタでろ過した後、排気口から放出する。また、既設の換気設備を解体撤去する場合は、高性能フィルタ付局所排気装置を通した後、排気口から放出する。このため、「むつ」の解体工事及び原子炉室一括撤去物の保管展示期間中の放出実績に基づき評価した結果、保管展示期間中のみならず解体工事期間中についても、放射性塵埃の濃度は十分に低く、放射性気体廃棄物による公衆の被ばくは、極めてわずかである。ただし、解体工事期間中の放射性気体廃棄物による公衆の被ばくについては、解体

12

277

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
方法等が決定したのち再評価する。
(2)放射性液体廃棄物による被ばく
放射性液体廃棄物については、液体廃棄物処理設備で処理した後、海水で希釈して法令に定める排水濃度限度以下で放出することはもとより、極力環境中へ放出する放射能量を低減するように管理を行う。このため、「むつ」の解体工事及び原子炉室一括撤去物の保管
展示期間中の放出実績に基づき評価した結果、保管展示期間中のみならず解体工事期間中についても、放射性液体廃棄物による公衆の被ばくは、極めてわずかである。ただし、解体工事期間中の放射性液体廃棄物による公衆の被ばくについては、解体方法等が決定したのち再評価する。
(3)放射性固体廃棄物による被ばく
原子炉室一括撤去物の解体に伴って発生する放射性固体廃棄物は、廃棄事業者の廃棄施設へ搬出するまでの間、燃料・廃棄物取扱棟内に一時保管することから、このときの直接線及びスカイシャイン線による公衆の被ばくを評価した。
評価条件を表 1-2 に示す。
①直接線
燃料･廃棄物取扱棟内に一時保管した放射性固体廃棄物からの直接線による空間放射
線量を、燃料･廃棄物取扱棟の壁厚を考慮して点減衰核積分コード｢QAD｣3)を用いて計算した。その結果、燃料・廃棄物取扱棟から最も近い周辺監視区域境界（燃料・廃棄物取扱棟から西方向 18m の地点）における直接線による空間放射線量を、2.0×10-2μGy/y と評価した。
②スカイシャイン線
燃料･廃棄物取扱棟内に一時保管した放射性固体廃棄物からのスカイシャイン線による空間放射線量を、点減衰核積分コード｢QAD｣及びガンマ線 1 回散乱線計算コード｢G-33｣3)を用いて計算した。その結果、燃料・廃棄物取扱棟から最も近い周辺監視区域境界（燃料・廃棄物取扱棟から西方向 18m の地点）におけるスカイシャイン線による空間放射線量を、7.9μGy/y と評価した。
③直接線及びスカイシャイン線による被ばく
燃料･廃棄物取扱棟内に一時保管した放射性固体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン線による評価地点における推定空間放射線量は、合計 8.0μGy/y となる。
(4)総合評価①放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物による被ばく
廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物による被ばくは、それぞれの評価結果から、極めてわずかであると評価した。その結果、公衆の被ばくは、｢発電用軽

13

278

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針｣(昭和 50 年 5 月原子力委員会決定[平成13 年 3 月原子力安全委員会一部改訂])で示された施設周辺の公衆の受ける線量についての目標値 50μSv/y より小さい値となる。ただし、解体工事期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物による公衆の被ばくについては、解体方法等が決定したのち再評価する。
②放射性固体廃棄物による被ばく
廃止措置期間中の放射性固体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン線による被ばくは、8.0μGy/y となり、｢発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評
価について｣(平成元年 3 月原子力安全委員会了承[平成 13 年 3 月一部改訂])で示された
人の居住の可能性のある敷地境界外における線量の基準に比べ十分小さな値 50μGy/yより小さい値となる。
添付書類三

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

三 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号

地震、火災等があつた場合に発生することが想（４）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

定される事故の種類、程度、影響等に関する説明

定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

1.概要

書

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当たっては廃止措置期間中の事故時における周辺公衆の被ばく線量の評価は、想定する起因事象

研開炉規則

廃止措置期間中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置の工事上の過から事故想定を行い、選定した最大想定事故について、放射性物質の環境放出量を算出す

四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等を確認ることにより実施した。その評価は以下のとおりであり、公衆に対して著しい被ばくのリスクを

地震、火災等があった場合に発生することが想定する。

与えないことは明らかである。

される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

１）想定すべき事故

2.評価

核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大となる事故が想定されていること。

2.1 最も影響の大きい事故の選定
廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等による原子炉の事故評価は、

２）事故時における周辺公衆の線量評価

次のとおりである。次の評価から、公衆が被ばくを受ける可能性のある最も影響の大きい事①気象条件

故として、原子炉容器の気中切断時における高性能フィルタ破損事故を選定して、公衆の被廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。

ばく評価を行うこととする。
(1) 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等

この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射性物質の拡散状

事故時において環境に放射性物質を放出する可能性が大きくなると考えられる事象は、態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び想定事故時の大気廃止措置期間中の解体撤去作業を「本文 九.核燃料物質による汚染の除去」に記載された拡散の解析方法があり、審査に当たっては、これを参考とする。

方法に従って実施するため、公衆に影響を与える事故を想定することは困難であるが、原子

なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

炉容器の気中切断時における高性能フィルタ破損事故を想定する。
(2)地震
原子炉施設では、各施設・設備について安全設計上の重要度に応じた耐震クラスを設定②放射性物質の放出量

し、それぞれに応じた設計用地震力に対して十分な耐震性を有する設計を行っている。ま

14

279

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばくへの寄与をた、解体にあたっては、解体する施設・設備の耐震クラスと耐震設計を考慮して、必要な強考慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。

度を確保して作業を進める。したがって、廃止措置期間中において、地震に起因する事故を③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量想定する必要はない。

評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用(3)火災
各施設・設備の解体にあたっては、次の要素を組み合わせた措置を講じるので、廃止措

いて、敷地外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価さ置期間中において、火災に起因する事故を想定する必要はない。

れていること。

①解体に用いる各機材には、出来る限り不燃性又は難燃性材料を用いる。なお、解体対象

線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の指針類を審査にとなる各施設・設備は、出来る限り不燃性又は難燃性材料を用いて製作している。

当たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原②火災が発生した場合、早期に感知して消火を行うため、適切な火災報知設備及び消火器

子炉施設の事故の種類、程度、影響等が周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクを確認す

を、解体の進捗状況に応じて必要な場所に配置する。

る際の考え方としては、「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」③原子炉施設内の各区域は、必要に応じて隣接する区域の火災の影響を緩和できる構造（平成３年７月１８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部となっている。

改訂）解説における事故評価において示された考え方を参考とする。

(4)その他の災害

当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを①台風等

与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが、当該指針解説では、この基準に原子炉施設は、建築基準法（昭和 25 年 5 月 24 日法律第 201 号）に定める基準に従っ

ついては、『「著しい放射線被ばくのリスク」を、事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合て、風荷重に対する設計が行われている。また、各施設・設備の解体にあたっても、保管建いを考慮して判断するものである。』とし、『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばくに屋等は適切に維持管理し、必要な強度を確保するため、台風等の風により公衆が被ばくを対する年実効線量限度として、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状況においては、５年間に受けるような有意な損傷は生じない。したがって、廃止措置期間中において、台風等の風にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ、単一年にこれよりも高い実効線量が許され起因する事故を想定する必要はない。

ることもありうるとなっている。これは平常時の放射線被ばくについての考え方であるが、こ②津波及び洪水れを発生頻度が小さい「事故」の場合にも適用することとし、周辺公衆の実効線量の評価値
が発生事故当たり５ｍＳｖを超えなければ「リスク」は小さいと判断する。』としている。

原子炉施設の設置場所は、十分な敷地高さを有するとともに、付近に河川はなく、原子炉施設が洪水及び津波の影響を受けることはないものと考えられる。したがって、廃止措置期
間中において、津波及び洪水に起因する事故を想定する必要はない。
2.2 原子炉容器の気中切断時における高性能フィルタ破損事故時の公衆の被ばく評価
2.1 により最も影響の大きな事故として選定した、原子炉容器の気中切断時における高性能フィルタ破損事故による公衆の受ける被ばく評価は次のとおりとなる。なお、外部被ばく
は、内部被ばくに対して極めて実効線量が低いため、被ばく評価は、内部被ばくで評価した。
2.2.1 評価方法
(1)前提条件①原子炉容器の胴部を気中プラズマ切断時に、仮設局所排気装置の高性能フィルタの破損により放射性粉じんが建屋換気に飛散したとする。
②原子炉容器の胴部の切断長さ、切断幅、切断体積、粉じんの飛散率 1)等を表 2-1 に示す。

15

280

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）③原子炉容器胴部の核種別放射能濃度を、表 2-2 に示す。
④仮設局所排気装置の高性能フィルタの破損、捕集効率は 0%とする。
⑤既設換気設備の高性能フィルタの捕集効率は、99％とする。
⑥保管建屋からの放出継続時間は、1 時間とする。
⑦相対濃度(χ/Q)は、平成 4 年 12 月 28 日に原子炉設置変更許可(許可番号：4 安(原規)第 420 号)を受けた原子力第 1 船原子炉設置許可申請書の添付書類六「2.3 敷地での気象観測」で述べた気象資料（1984 年の一年間の風向、風速、大気安定度の観測値）を基に出現頻度からみて、めったに遭遇しない大気拡散状態を推定し、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(平成 13 年 3 月原子力安全委員会決定[平成 13 年 3 月一部改訂])に示された方法に従って、次のように求める。
a.相対濃度(χ/Q)は毎時刻の気象資料と実効放出継続時間をもとに方位別の着目地点について求める。
b.着目地点の相対濃度(χ/Q)は、毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した
場合、その累積出現頻度が 97%に当たる相対濃度 (χ/Q)とする。
c.被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ/Q)は、b.で求めた相対濃度 (χ/Q)のうち最大値を使用する。
保管建屋の排気口から周辺監視区域境界までの距離及び方位別相対濃度(χ/Q)の計算結果を表 2-3 に示す。
⑧放出源の有効高さは、排気筒及び吹上げ高さを無視し、0m とする。
(2)計算方法
内部被ばく実効線量は、次式により求める。
HH =ΣHHi
HHi =Ｈ∞・MA・QRi・(χ／Q)
HH：吸入摂取による内部被ばく線量(mSv)
HHi：放射性核種ｉに関する吸入摂取による内部被ばく線量(mSv)
Ｈ∞：放射性核種ｉの吸入摂取による実効線量への換算係数(mSv/Bq)
MA ：成人の活動時の呼吸率(1.2m3/ｈ)
QRi ：放射性核種ｉの環境放出量(Bq)(χ／Q)：相対濃度(2.5×10-4h/m3[北北東、9m])
上記計算に使用したパラメータを表 2-2 に示す。
(3)安全解析に使用する気象条件
1984 年のむつ敷地において観測した気象資料により安全解析を行うに当たって、使用する気象資料を収集した当該年が異常年でないことの検討を行った。

16

281

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
安全解析に重要な意味を持つ風向及び風速の出現頻度について、敷地に最も近いむつ特別地域気象観測所の過去 10 年間の気象資料 2)により検定を行った。検定は不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定 3)により行った。
本検定では、標本年を 1984 年とし、1995 年から 2004 年の 10 年を他の標本年として、棄却検定値Ｆ0 を求め、有意水準 5%にて棄却検定する。
検定の結果を表 2-4、表 2-5 に示す。
1984 年の中で、棄却された項目は風向及び風速の出現頻度ともに 1 項目であり、当該年は異常年とは考えられず、この期間の気象資料を用いて、被ばく線量の計算を行うことは妥当であると考える。
2.2.2 評価結果
想定した事故に伴って大気中に放出される放射性粉じんによる周辺監視区域境界における内部被ばく実効線量は、相対濃度の最大となる保管建屋排気口の北北東、9m 地点において、約 4.8×10－2mSv であり、｢水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針｣(平成 3 年 7 月原子力安全委員会決定[平成 13 年 3 月一部改訂])に示された「著しい放射線被ばくのリスク」の判断基準である 5mSv と比較して十分に小さく、公衆に対して著し
い被ばくのリスクを与えることはない。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

添付書類四四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方

研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

法に関する説明書（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

1.残存放射性物質の評価

研開炉規則

原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存する放射性物

1.1 概 要五 核燃料物質による汚染の分布とその評価方

質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄原子炉施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けることが法に関する説明書

物）の種類、数量及び分布が、原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等によできる。放射化物質とは、炉心内及び炉心周辺部に設置されている炉内構造物、原子炉容り、適切に評価されていること。

器、放射線遮蔽体等が中性子照射を受けて放射化し、残存するものである。
二次汚染物質とは、腐食生成物等が一次冷却水とともに系統内を循環し、機器等に付着することにより、施設内に残存するものである。
残存放射性物質のうち、放射化汚染物質の放射能については計算コードを用いて評価する。また、二次汚染物質の放射能については、ＪＰＤＲ解体実地試験における測定結果をもとに、原子炉運転時間等を考慮して評価する。
なお、平成 16 年度までに既に解体撤去が終了した設備・機器（原子力第 1 船原子炉の船
舶（以下「むつ」という。）の原子炉補機室等の機器類）は保管廃棄物となっているので、評価対象外とした。
1.2 放射化汚染物質
原子炉本体構成部位ごとの核種別放射化汚染物質の放射能は、原子炉停止から 14 年

17

282

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）後の値を計算によって評価する。
計算手順を図 1-1 に示す。
(1)評価方法①前提条件イ)中性子束分布の計算
放射化放射能インベントリ計算用中性子群定数と、一次元Ｓｎ輸送計算コード「ＡＮＩＳＮ－
ＪＲ」1)を用いて二次元計算用縮約群定数を求める。次にこの群定数を用いて二次元Ｓｎ輸送
計算コード「ＤＯＴ－3.5」2)により放射能計算用中性子束を求める。
ロ)原子炉の運転履歴
原子炉は 100 パーセント出力で、3,000 時間連続運転したとする。
なお、表 1-1 に「むつ」の運転履歴を示す。
ハ)構造材の元素組成
炉内構造物、原子炉容器及び放射線遮蔽体の構造材は、それぞれステンレス鋼、炭素鋼
及びコンクリート等である。これらの構造材中に生成される放射性核種のうち、評価対象核種としては、解体時期を考慮して半減期の比較的長い 54Ｍn、55Ｆe、60Ｃo、63Ｎi、94Ｎb、134Ｃs
等とする。計算に用いる放射性核種の親元素の存在量は、組成分析値等をもとに決定する。計算に用いた元素組成を表 1-23)4)に示す。
②放射能量の計算
中性子束、運転履歴及び親元素の存在量を用いて、構成部位ごとの放射能を核種の生成崩壊解析コード「ＤＣＨＡＩＮ-ＭＤ」5)を用いて計算し、さらに機器重量との積により放射能量を計算した。
(2)評価結果
原子炉停止から 14 年後における原子炉本体構成部位ごとの核種別放射能計算結果を
表 1-3 に示す。冷却期間 14 年後における放射能の総量は、約 9.2×1013Bq と推定される。
そのうち放射能が最大の機器は、炉内構造物であり主要な放射性核種（γ 線放出）は、60Ｃo である。
計算結果の１例として、炉心中心軸方向の中性子束分布を図 1-2 に、原子炉停止後の原子炉本体構成部位ごとの放射能の変化を図 1-3 に示す。
1.3 二次汚染物質
ＪＰＤＲにおける一次冷却系統配管内面の二次汚染物質の測定結果 6)をもとに、ＪＰＤＲと「むつ」の運転時間の差等を補正して評価を行い、「むつ」の一次冷却系統内面の二次汚染
物質の放射能面密度を推定して、原子炉室内の二次汚染物質の放射能を求めると、約
4.4×1010 Bq となる。推定結果を表 1-4 に示す。

18

283

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

添付書類五五 性能維持施設及びその性能並びにその性能

研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

を維持すべき期間に関する説明書（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書（2020/4/1 施行）

研開炉規則

性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能を維持すべき

六 性能維持施設及びその性能並びにその性能期間にわたって以下の措置を講ずることが示されていること。

を維持すべき期間に関する説明書

１）建屋(家)・構築物等の維持管理

1.性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間
1.1 原子炉室一括撤去物
原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系

放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等については、これらの系

統施設、放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設、原子炉格納施設並びにその他原子統及び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及炉の附属施設で構成する原子炉室一括撤去物は、原子力第 1 船原子炉の船舶（以下「「むび放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理すること。

つ」」という。）の解体工事で既に船体より撤去され、格納容器の一部を切り欠き、鉛遮へい

２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

ガラスを設置して保管建屋の原子炉室保管棟に保管し、平成 8 年度以降一般展示してい新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては、所要の性能を満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設備を維持管理すること。
また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な設備を維持管る。添付書類四の｢1．残存放射性物質の評価｣に示すように、原子炉容器、炉内構造物、制御棒等は、放射化及び二次汚染物質による汚染を内包しているものの、原子炉容器及び各系統配管の密閉作業は終了していることから、維持管理する必要はない。

理すること。

1.2 附帯陸上施設

３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。

1.2.1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

４）放射線管理施設の維持管理

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設は、燃料・廃棄物取扱棟の一部の施設として残存

原子炉施設内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については、適切に維持管理すること。
５）解体中に必要なその他の施設の維持管理しているが、全燃料体は既に平成 13 年に搬出していることから、維持管理する必要はない。
1.2.2 放射性廃棄物の廃棄施設
放射性廃棄物の廃棄施設は、添付書類四の｢1．残存放射性物質の評価｣に示すように、①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業務従事者の放射性物質を内包していることから、原子炉施設内における汚染拡大を防止し、液体状の被ばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴い放射性粉じんが発生

放射性物質の原子炉施設外への放出を抑制するため、本文表 7-1 に示すように、液体廃棄する可能性のある区域で原子炉施設外への放出の防止及び他区域への移行の防止のた物処理設備について必要な期間、保安規定に基づき適切に維持管理を行う。また、固体廃めに必要な場合は、換気設備を適切に維持管理すること。

棄物処理設備についても同様に維持管理を行う。

②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合には、適切な容気体廃棄物処理設備は、燃料体の取扱設備を対象とした設備で、放射性よう素を除去す

量の電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。

るためのものであり、全燃料体は既に平成 13 年に搬出していることから、維持管理する必③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）については、適切な機能要はない。

が確保されるよう維持管理すること。

1.2.3 放射線管理施設

６）検査・校正

放射線管理施設は、廃止措置期間中、建屋ごとに放射線業務従事者の被ばく管理及び性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置等につい

原子炉施設外への放射性物質の放出管理を行う必要があるため、本文表 7-1 に示すようては、安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持できるよう適切な頻度で検に、屋内及び屋外管理用の主要な設備について必要な期間、保安規定に基づき適切に維査・校正を行うこと。

持管理を行う。

７）その他の安全対策

1.2.4 その他原子炉の附属施設

原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措置を講じること

その他原子炉の附属施設の附帯陸上施設換気設備は、管理区域内の換気機能を有して

19

284

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）が示されていること。

いるため、必要な期間、保安規定に基づき適切に維持管理を行う。また、建屋及び消火設①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分し、保安のため

備は、それぞれ保安規定及び消防法に基づき、必要な期間、適切に維持管理を行う。

（2020/4/1 施行）の措置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被ばくを防止するため、これらの区域に対する立入りを制限する措置を講ずること。

解体工事において商用電源喪失時の安全確保を図る必要があるときは、適切な容量の電源設備を随時用いることとする。

②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認するため、解体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放射線モニタリングを適確に行うこと。
③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法な接近等を防止する措置を講ずること。
④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理すること。
また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのないよう適切な防護措置を講じること。

○発電用原子炉施設においては、性能維持施設に係る維持管理方法が示されていること。
また、性能維持施設の維持すべき性能が・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委
員会規則第６号）第二章及び第三章
又は・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章の規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。

○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は、一般的に、試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、試験研究用等原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。このような廃止措置期間中、試験研
究用等原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施される必要がある。こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すた
めに、必要に応じて廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すと
ともに、廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。
また、試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については、試験研究用
等原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去時に試験研究用等原子

20

285

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、数量及び分布が、試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

添付書類六

六 廃止措置に要する費用の見積り及びその資

研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

金の調達計画に関する説明書（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

研開炉規則①廃止措置に要する費用

七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。

金の調達計画に関する説明書②資金調達計画

１．廃止措置に要する費用
廃止措置に要する費用の見積り額は、表 1-1 に示すとおり約 40 億円である。
２．資金調達計画

実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され、そ一般会計運営費交付金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画である。

れを含めた費用の調達方法が明示されていること。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

添付書類七

七 廃止措置の実施体制に関する説明書

研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号

廃止措置の実施体制に関する説明書

研開炉規則（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

1．廃止措置の実施体制

八 廃止措置の実施体制に関する説明書

１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定める以下の事

廃止措置においては、原子力第 1 船原子炉設置変更許可申請書及び保安規定に記載さ項が定められていること。

れた体制の下で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にす①廃止措置に係る組織る。また、廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」と②廃止措置に係る各職位の職務内容いう。）の選任及びその選任の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において

２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者

明確にし、廃止措置施設保安主務者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。

を選任する際の基本方針が定められていること。
なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）としては、表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６は、発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、廃止措置計画認可の際には実用
炉規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料
を発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており、発電用原子炉が運転されないことから、法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されないこととなる。（試験研究用等原子炉においても同様とする。）

表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者ロ 法在する場合

第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者

21

286

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

原子力第 1 船原子炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者

在しない場合ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

添付書類八八 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに

研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

関する説明書（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

研開炉規則

この項目には以下の記載が明示されていること。

九 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとする品質マネジメ

関する説明書

ントシステムを定めること。

ジメントシステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第 1 項並びに試験炉規則第 6 条の 3

②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、及び第 15 条第 2 項に基づき、保安規定において、理事長をトップマネジメントとする品質マ

これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図ることが明示されネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃ていること。

止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これ③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の設備の保守等のらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図る。

1．廃止措置に係る品質マネジメントシステム

廃止措置に係る業務が行われることが明示されていること。

廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係る品質マネ

また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「本文六」に示す廃止措置期間中に性能を維持すべき施設・設備その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

22

287

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（核燃料工学研究所 再処理施設）
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）（廃止措置計画の認可の申請）
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 4 号

第 19 条の 5 法第五十条の五第二項の規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項について廃止措置計画を定め、これを記載した申請書を原子
力規制委員会に提出しなければならない。
四 前号の施設のうち解体の対象となる施設及４ 解体の対象となる施設及びその解体の方法

びその解体の方法① 解体の対象となる施設が明確に定められていること。

四．廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
1 廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設② 解体・撤去の工法が、公衆及び放射線業務従事者の受ける被ばく線量の抑制及び低減する観点に立ち、施設内に残存する放射性物質の種類、数量、分布及び放射性廃棄物の発生量を事前に評価を実施した上で、具体的に定められていること。
③ 保安のために必要な再処理施設の維持管理、放射性物質の取扱いその他の必要な措置が、廃止措置の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
④ 廃止措置に係る各作業の管理及び工程管理に関する必要な対応が定められていること。

（変更なし）
2 廃止措置の基本方針
2.1 廃止措置の進め方(1)再処理施設の廃止措置においては，保有する放射性廃棄物に伴うリスクの早期低減を
当面の最優先課題とし，これを安全･確実に進めるため，施設の高経年化対策と再処理施設の技術基準に関する規則 (以下「再処理維持基準規則」という。) を踏まえた安全性向上対策を重要事項として実施する。

⑤ 廃止措置について詳細な方法等を定めることが困難な部分がある場合は、その理(2) ～(6)（変更なし）

由を明らかにするとともに、当該部分に係る主要な工程及び全体の見通し等に係る事

2.2 関係法令等の遵守項並びに当該部分について詳細な方法等を定める時期が定められていること。この場合において、詳細な方法等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な方法等を定める時期が定められていること。

（変更なし）
2.3 放射線管理に関する方針（変更なし）
2.4 放射性廃棄物に関する方針（変更なし）
2.5 施設・設備の維持管理に関する方針（変更なし）
2.6 安全対策に関する方針（変更なし）
2.7 技術開発に関する方針（変更なし）
3 廃止措置の実施区分（変更なし）
4 リスク低減の取組

1

288

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
四 続き

４ 続き

（変更なし）
5 使用しない設備の措置
略（変更なし）その他，廃溶媒処理技術開発施設（ST）において，PVC 固化のための加熱装置の運転ができないよう給電ケーブルの解線や制御盤への施錠の措置を施しており，その他の施設についても廃止措置の進捗状況及び施設の利用状況を踏まえ，必要に応じて使用しない設備に対して措置を行うこととする。既に実施している措置について別添 4-1～4-4 に示す。
これらの措置を適宜，再処理施設保安規定に定め実施することにより，安全を確保しつ
つ，施設定期自主検査及び点検整備方法の見直しを図る。

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 5 号

五 性能維持施設

５ 性能維持施設

五．廃止措置期間中に性能を維持すべき再処理施設○ 性能維持施設が、事業の指定、設計及び工事の方法の認可等既往の許認可に基（変更なし）

づく施設、廃止措置計画の認可を受ける前に施設定期検査及び施設定期自主検査の対象としていた施設並びに保安規定に基づき保守管理の対象としている設備類（緊急安全対策として整備したものを含む。）等から抽出され、定められていること。維持

表 5-1 性能維持施設（1／17）～（17／17）（変更なし）

すべき性能又は性能維持施設に廃止措置の進捗に応じた変化（性能維持施設の増減を含む。以下第５の５及び６において同じ。）があるときは、当該廃止措置の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
また、廃止措置を実施する上で必要な施設の改造等に係る廃止措置計画の認可の申請を受けた際は、維持すべき性能又は性能維持施設に当該改造等による変化がな
いかを確認し、変化があると認められる場合は、申請に係る廃止措置計画に当該変化に応じて維持すべき性能及び性能維持施設に関することが定められていることを確認すること。維持すべき性能又は性能維持施設に改造等の進捗に応じた変化がある
ときは、当該改造等の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
なお、認可を申請する時点で、個別の性能維持施設を抽出して特定し難い場合は、設備等を特定して性能維持施設を定める時期を示した上で、設備等が属する系統や施設等が性能維持施設として定められていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 6 号

六 性能維持施設の位置、構造及び設備並び６ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能、その性能を維持すべき期間

六．性能維持施設の位置，構造及び設備並びにその性能，その性能を維持すべき期間並びに技にその性能、その性能を維持すべき期間並び並びに再処理維持基準規則の第 2 章及び第 3 章に定めるところにより難い特別の事情

術基準規則第二章及び第三章に定めるところにより難い特別の事情がある場合はその内容に技術基準規則第二章及び第三章に定めるとがある場合はその内容

ころにより難い特別の事情がある場合はその内① 性能維持施設の位置、構造及び設備、その性能並びにその性能を維持すべき期間

容が具体的に定められていること。維持すべき性能に廃止措置の進捗等に応じた変化

1 性能維持施設の位置，構造
1.1 性能維持施設の位置，構造2289

資資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
六 続きがあるときは、廃止措置の進捗等に応じた段階ごとに定められていること。

(1)性能維持施設の位置（変更なし）(2)性能維持施設の一般構造（変更なし）
1)核燃料物質の臨界防止（変更なし）
2)火災等による損傷の防止（変更なし）
3)安全機能を有する施設の地盤（変更なし）
4)地震による損傷の防止（変更なし）
5)津波による損傷の防止（変更なし）
6)外部からの衝撃による損傷の防止（変更なし）
7)再処理施設への人の不法な侵入等の防止（変更なし）
8)再処理施設内における溢水による損傷の防止（変更なし）
9)再処理施設内における化学薬品の漏えいによる損傷の防止（変更なし）
10)材料及び構造（変更なし）
11)閉じ込めの機能（変更なし）
12)遮蔽（変更なし）
13)換気（変更なし）
14)使用済燃料等による汚染の防止（変更なし）
15)安全機能を有する施設

3

290

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
六 続き（変更なし）

６ 続き16)安全上重要な施設（変更なし）
17)搬送設備（変更なし）
18)安全避難通路等（変更なし）
19)使用済燃料の貯蔵施設等（変更なし）
20)計測制御系統施設（変更なし）
21)安全保護回路（変更なし）
22)制御室等（変更なし）
23)廃棄施設（変更なし）
24)保管廃棄施設（変更なし）
25)放射線管理施設（変更なし）
26)保安電源設備（変更なし）
27)緊急時対策所（変更なし）
28)通信連絡設備（変更なし）
29)火災等による損傷の防止（変更なし）
30)事故対処施設の地盤（変更なし）31)地震による損傷の防止（変更なし）

4

291

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
六 続き32)津波による損傷の防止

６ 続き（変更なし）
33)事故対処設備（変更なし）
34)材料及び構造（変更なし）
35)臨界事故の拡大を防止するための設備（変更なし）
36)冷却機能の喪失による蒸発乾固に対処するための設備（変更なし）
37)放射線分解により発生する水素による爆発に対処するための設備（変更なし）
38)有機溶媒等による火災又は爆発に対処するための設備（変更なし）
39)使用済燃料貯蔵プール等の冷却等のための設備（変更なし）
40)放射性物質の漏えいに対処するための設備（変更なし）
41)工場等外への放射性物質等の放出を抑制するための設備（変更なし）
42)重大事故等への対処に必要となる水の供給設備（変更なし）
43)電源設備（変更なし）
44)計装設備（変更なし）
45)制御室（変更なし）
46)監視測定設備（変更なし）
47)緊急時対策所（変更なし）
48)通信連絡を行うために必要な設備

5

292

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
六 続き（変更なし）

６ 続き

2 性能維持施設の設備，その性能，その性能を維持すべき期間
廃止措置期間中に性能及び機能を維持すべき設備・機器等は，廃止措置の基本方針に基づき，周辺公衆及び放射線業務従事者の被ばく低減を図るとともに，使用済燃料の貯蔵のための管理，工程洗浄，系統除染，施設の汚染状況調査，解体作業及び核燃料物質によって汚染された物の廃棄作業等の各種作業の実施に対する安全の確保のために，必要な期間，
所要の性能及び必要な機能を維持管理する。
廃止措置期間中の工事の進捗状況に応じて段階的に性能を変更する必要がある場合には，要求されている機能に支障を及ぼさないこととする。
廃止措置のために導入する装置については，漏えい及び拡散防止対策，被ばく低減対策，事故防止対策の安全確保のための機能が要求を満足するよう，適切な設計を行うとともに，製作・施工の適切な時期に試験又は検査を実施し，必要な機能を満足していることを確認する。
これらの設備・機器等の性能については，定期的に点検等で確認することとし，経年変化等による性能低下又はそのおそれのある場合には，必要に応じて所定の手続を経て必要な機能を満足するよう補修等を行う。これらの維持管理に関しては，再処理施設保安規定に定期事業者検査等として，要求される機能の維持を確認することを定めてこれに基づき，再処
理施設保安規定に定める体制で実施する。
（以下，変更なし）② 再処理維持基準規則第 2 章及び第 3 章に規定する基準（以下「維持基準」という。）

3 再処理施設の技術基準に関する規則第二章及び第三章に定めるところにより難い特別の事により難い特別な事情があるため、廃止措置計画に定めるところにより性能維持施設

情を維持しようとする場合は、当該特別な事情を明らかにするとともに、再処理施設の現（変更なし）

況や技術上の基準等に照らし適切な方法及び水準により性能維持施設を維持する方法等が定められていること。なお、特別な事情の類型を例示すれば次のとおりであり、これらに該当することについて具体的に説明されていること。
○ 当面の安全性は確保できる旨の大略の評価結果は得ているものの、精緻な評価結果を得るためには、適切な資源配分を行ったとしても相当の期間を要するため、直ちに維持基準への適合性を説明することができない場合○ 施設の現況等に照らし、維持基準をそのまま適用することは合理的でない場合○ 性能維持施設を維持基準に適合させることよりも、速やかに当該施設に係るリスクを低減させることが合理的である場合③ 性能維持施設の改造等を行う場合は、設計、工事、当該工事の管理及び試験・検査の方法に関すること（当該工事において溶接を行う場合は、溶接の設計、施工管理及4 性能維持施設の改造又は設置（変更なし）

6

293

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
六 続き

表 6-1

び試験・検査の方法に関することを含む。）が定められていること。

（変更なし）
表 6-2（変更なし）
表 6-3 設計及び工事の計画の認可の申請において必要とされる事項に係る改造等
件 名

概 要

工事期間（予定）

設計及び工事の計画※（変更なし）（変更なし）（変更なし）（変更なし）※ 設計及び工事に係る品質管理は，「十一．廃止措置に係る品質マネジメントシステム」により行う。
④ 申請の時点で詳細な事項等を定め難い性能維持施設がある場合は、その理由を明（該当なし）

らかにするとともに、当該性能維持施設について、詳細な事項等を定めるための方針
及びその時期が定められていること。この場合において、詳細な事項等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な事項等を定める時期が定められていること。
⑤ 性能維持施設の保守管理その他の事項について保安規定において具体的な対応「2 性能維持施設の設備，その性能，その性能を維持すべき期間」に記載等を定める場合は、その旨が記載されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 7 号

七 使用済燃料、核燃料物質又は使用済燃料

７ 使用済燃料、核燃料物質及び使用済燃料から分離された物の管理及び譲渡しの方から分離された物の管理及び譲渡し法① 保有する使用済燃料、核燃料物質及び使用済燃料から分離された物の種類並びに七． 使用済燃料，核燃料物質及び使用済燃料から分離された物の管理及び譲渡しの方法

1 使用済燃料及び核燃料物質の存在場所ごとの種類及び数量（変更なし）

その数量が明らかにされていること。
② 使用済燃料、核燃料物質及び使用済燃料から分離された物を搬出するまでの間に2 使用済燃料，核燃料物質及び使用済燃料から分離された物の管理おける具体的な保管及び管理の方法が定められていること。具体的な保管及び管理

分離精製工場(MP)に貯蔵中の使用済燃料は，搬出までの期間，当該施設の貯蔵プールにの方法が検討中である場合は、当面の保管及びその管理の方法並びに当該検討に貯蔵する。これらの燃料の取扱い及び貯蔵は，既往の許認可を受けた燃料取扱操作設備，燃係る方針及び予定（当該検討の期限が明らかなものに限る。）が定められていること。

料貯蔵設備，燃料移動設備等で取り扱うとともに，安全確保のために必要な臨界防止，崩壊熱除去及び閉じ込め機能を有する既往の許認可を受けた設備を維持管理する。
ウラン貯蔵所(UO3)，第二ウラン貯蔵所(2UO3)及び第三ウラン貯蔵所(3UO3)に貯蔵中のウラン製品は，搬出までの期間，当該施設の貯蔵室に貯蔵する。これらの核燃料物質の取扱い
及び貯蔵は，既往の許認可を受けたクレーン等で取り扱うとともに，安全確保のために必要な臨界防止機能を有する既往の許認可を受けた設備を維持管理する。
プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)に貯蔵中のウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)
粉末は，搬出が完了するまでの期間，当該施設の粉末貯蔵室に貯蔵する。これらの核燃料物
質の取扱い及び貯蔵は，既往の許認可を受けたクレーン等で取り扱うとともに，安全確保のた

7

294

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
七 続きめに必要な臨界防止機能を有する既往の許認可を受けた設備を維持管理する。

７ 続き

これらの使用済燃料，ウラン製品，ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末に係る設備の維持管理については，これまで再処理施設保安規定に定める巡視及び点検，施設定期自主検査等により実施しており，今後も定期事業者検査等により維持管理を継続して行う。
③ 使用済燃料、核燃料物質及び使用済燃料から分離された物の譲渡しに関する計画

3 核燃料物質の譲渡し及び方法が定められていること。ただし、具体的な計画及び方法が検討中である場合

3.1 使用済燃料

は、核燃料物質、使用済燃料及び使用済燃料から分離された物の譲渡しに係る当面（変更なし）の対応のほか、当該検討に係る方針及び予定（当該検討の期限が明らかなものに限る。）が定められていること。

3.2 ウラン製品及びウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末（変更なし）④ 使用済燃料から分離された核燃料物質の処分の方法を、事業の指定に定められた（該当なし）

方法に従い、当該処分に関する計画が定められていること。なお、機構においてさらに具体的な事項を定めている場合は、それらの事項が含まれていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 8 号

八 使用済燃料又は核燃料物質による汚染の８ 使用済燃料又は核燃料物質による汚染の除去

八．使用済燃料又は核燃料物質による汚染の除去

除去① 再処理施設内の使用済燃料又は核燃料物質による汚染の分布等を評価した上で、1 廃止措置対象施設の汚染の特徴

具体的な汚染の除去の方法及び安全管理上の措置が定められていること。
② 申請の時点で使用済燃料又は核燃料物質による汚染の除去に係る詳細な方法等を定め難い部分がある場合は、その理由を明らかにするとともに、当該部分について、主要な工程及び全体の見通し等に係る事項及び詳細な方法等を定める時期が定められていること。この場合において、詳細な方法等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な方法等を定める時期が定められていること。

（変更なし）
2 解体準備期間における除染（変更なし）
3 機器解体期間における除染（変更なし）
4 管理区域解除期間における除染（変更なし）

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 9 号

九 使用済燃料、核燃料物質若しくは使用済燃

９ 使用済燃料、核燃料物質若しくは使用済燃料から分離された物又はこれらによって料から分離された物又はこれらによつて汚染さ汚染された物の廃棄

た物の廃棄れた物の廃棄

① 再処理施設内に保管廃棄する放射性廃棄物及び廃止措置に伴って発生する放射1 使用済燃料，核燃料物質若しくは使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染され

九．使用済燃料，核燃料物質若しくは使用済燃料から分離された物又はこれらによって汚染され性廃棄物の廃棄について、取扱い並びに処理及び処分の方法が定められているこた物の存在場所ごとの種類及び数量と。

（変更なし）② 放射性廃棄物を処分するまでの間、再処理施設内に放射性廃棄物を保管廃棄する
場合には、当該保管廃棄の方法、期間及び管理が定められていること。
③ 申請の時点で使用済燃料、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について具体的な対応等を定め難い部分がある場合には、その理由を明らかにするとともに、当該部分について、主要な工程及び全体の見通し等に係る事項並びに具2 放射性廃棄物の種類と処理・処分の考え方（変更なし）
2.1 放射性気体廃棄物（変更なし）
2.2 放射性液体廃棄物

8

295

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
九 続き

体的な対応等を定める時期が定められていること。この場合において、具体的な対応等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに対応等を定める時期が定められていること。

（変更なし）
2.3 放射性固体廃棄物（変更なし）
3 既存施設(低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)を含む。)における処理と貯蔵
3.1 高レベル放射性廃棄物（変更なし）
3.2 低レベル放射性廃棄物（変更なし）
4 新規施設における減容処理及び廃棄体化処理（変更なし）
4.1 高線量廃棄物廃棄体化処理技術開発施設(第 2 期施設)(HWTF-2)（変更なし）
4.2 東海固体廃棄物廃棄体化施設(第 1 期施設：α 系統合焼却炉)(TWTF-1)（変更なし）
4.3 東海固体廃棄物廃棄体化施設(第 2 期施設：廃棄体化処理施設及び廃棄体保管施設)(TWTF-2)（変更なし）
5 処分に向けた取組（変更なし）

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 10 号

十 廃止措置の工程

１０ 廃止措置の工程十．廃止措置の工程① 廃止措置の工程が具体的に定められていること。廃止措置の工程のうち、計画を定1 廃止の工程の全体像めた部分がある場合には、当該部分及び計画が併せて示されていること。
② 廃止措置の工程の管理及び進捗状況に係る定期的な評価に係る具体的な方法、基（変更なし）
2 当面の実施工程（変更なし）

準及びその体制が定められていること。
③ ②の評価の結果、工程の管理の問題又は進捗の遅延が生じていると認めたときに行う対応（廃止措置計画の変更の認可の申請を含む。）が定められていること。

3 廃止措置の工程の管理（変更なし）④ 廃止措置計画の変更の認可を申請する場合で、廃止措置の実績があるときは、計画に対する実績その他の廃止措置の進捗状況及びその評価が示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 11 号

十一 特定再処理施設（回収可能核燃料物質

十一．特定再処理施設にあっては、施設定期検査を受けるべき時期を再処理本体から取り出していない再処理施設○ 特定再処理施設として施設定期検査を受けるべき時期が定められていること。ま又は特定廃液を廃液槽に保管廃棄している再た、回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す工程又は特定廃液の固型

十一．施設定期検査を受けるべき時期（再処理規則の改正に伴い、廃止措置計画の記載事項から削除されたことから、本項目を削
除。）

9

296

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
処理施設をいう。第三項及び第十九条の八第

化その他の処理の工程を可能な限り速やかに完了させることを念頭に技術的な検討二項において同じ。）にあっては、施設定期検査を行った結果を踏まえて点検計画等が策定され、施設定期検査を受けるべき時期がを受けるべき時期定められていること。

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 1 項第 11 号

十一 廃止措置に係る品質マネジメント

１１ 廃止措置に係る品質マネジメント

システム○ 原子力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基準に関する規（再処理規則の改正に伴い、廃止措置計画の記載事項として追加されたことから、品質管理基則（令和２年原子力規制員会規則第２号）を踏まえ、事業指定申請書等に記載された

準規則を踏まえた品質マネジメントシステムの内容を追加。本項目については品質管理規則

方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連の及び品質管理基準規則の解釈との対比表に記載。）

十一．廃止措置に係る品質マネジメントシステム

プロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置を実施することが定められていること。
再処理規則
３ 特定再処理施設（回収可能核燃料物質を再再処理規則第 19 条の 5 第 3 項第 1 号（下記参照）（下記参照）

処理設備本体から取り出していない再処理施
設及び特定廃液を廃液槽に保管廃棄している再処理施設をいう。第十九条の八第二項において同じ。）について法第五十条の五第二項の認可の申請をする場合には、当該申請に係る廃止措置計画に、第一項に掲げる事項のほか、次の各号に掲げる場合に応じ、当該各号に定める事項を定めなければならない。
一 回収可能核燃料物質を再処理設備本体か

１２ 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出していない特定再処理施設にら取り出していない場合 回収可能核燃料物

あっては、回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す方法及び時期

質を再処理設備本体から取り出す方法及び① せん断機を操作することができないよう、せん断処理施設の操作の停止に関する恒時期

十二．回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す方法及び時期（変更なし）

久的な措置を講じることが明らかにされていること。
② 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す方法及び時期が、具体的に定められていること。時期については、始期及び終期を定め、具体的な作業内容から策定した工程を踏まえて可能な限り期間の短縮を図ったことが明らかにされていること。
③ 申請の時点で回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す詳細な方法等を定めることができない場合であっては、主要な工程及び全体の見通し等に係る事項については、これが定められ、かつ、今後詳細な方法等を定める範囲やその時期など、必要な今後の対応についても定められていること。

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 3 項第 2 号

二 特定廃液を廃液槽に保管廃棄している場

１３ 特定廃液を廃液槽に保管廃棄している特定再処理施設にあっては、特定廃液の十三．特定廃液の固型化その他の処理を行う方法及び時期

10

297

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
合 特定廃液の固型化その他の処理を行う方
法及び時期（変更なし）

固型化その他の処理を行う方法及び時期① 特定廃液の固型化その他の処理を行う方法（安全対策を含む。）及び時期が、具体的に定められていること。時期については、始期及び終期を定め、具体的な作業内容から策定した工程を踏まえて可能な限り期間の短縮を図ったことが明らかにされていること。
② 申請の時点で特定廃液の固型化その他の処理の工程に係る詳細な方法等を定めることができない場合であっては、主要な工程及び全体の見通し等に係る事項について、これが定められ、かつ、今後詳細な方法等を定める範囲やその時期など、必要な今後の対応についても定められていること。

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項及び第 4 項

２ 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類

申請書に添付する書類及びその記載事項に対する審査

又は図面を添付しなければならない。

廃止措置計画の認可の申請書に添付する書類に、次の事項が示されていることを確

４ 前項の場合において、第一項の申請書に認する。廃止措置計画の変更の認可を申請するときは、変更に係る事項について説明は、第二項第二号から第十号までに掲げる書

した資料を添付すれば足りる（再処理規則第 19 条の 6 第 2 項）が、変更が必要となった類のほか、次の各号に掲げる場合に応じ、当理由に関する説明が示されていること。

該各号に定める書類又は図面を添付しなけ

なお、原子力規制委員会が認可の基準（再処理規則第 19 条の 8）への適合性を審査すればならない。

る上で必要と認めるときは、別に書類又は図面の提出を求める（再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 10 号）。

再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 1 号並びに第 4 項第 1 号及び第 2 号

２ 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に回収可能核燃料物質を再処理設備本１ 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す工程に関する説明書、特定廃体から取り出していることを明らかにする資料

液の固型化その他の処理の工程に関する説明書又は既に回収可能核燃料物質を再添付書類一 既に回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出していることを明らかにする
資料（変更なし）

処理設備本体から取り出していることを明らかにする資料
４ 前項の場合において、第一項の申請書には、第二項第二号から第十号までに掲げる書類のほか、次の各号に掲げる場合に応じ、当該各号に定める書類又は図面を添付しなければならない。
一 回収可能核燃料物質を再処理設備本体か(1) 回収可能核燃料物質が再処理設備本体から取り出されていない場合

添付書類十 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す工程に関する説明書

ら取り出していない場合 回収可能核燃料物

回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す工程に関する説明書が添付

回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出すため，工程洗浄を実施する。工程洗浄

質を再処理設備本体から取り出す工程に関され、次の事項が記載されていること。なお、特定廃液の固型化その他の処理の工は平成 31 年度から平成 32 年度に実施する計画であり，詳細な方法，時期については平成 29

する説明書程を完了し、特定廃液が廃液槽に保管廃棄されていないときは、そのことを明らかに

年度末までに定め，その後，廃止措置計画の変更申請を行う。また，初回の施設定期検査を受

11

298

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
する資料も添付されていること。

けるべき時期については，廃止措置計画認可後速やかに申請し，受検を開始する。以降の施① 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す方法（安全対策を含む。）及び手順、取出作業に係る人員及び設備の管理方法並びにその体制に関する説明（図設定期検査を受けるべき時期については，技術的な検討を行った上で平成 29 年度末までに定め，その後，廃止措置計画の変更申請を行う。

面、図表等を含む。）が示されていること。
② 回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出す工程及び工程管理の方法に関する説明（図面、図表等を含む。）が示されていること。工程が進捗に応じた段階により区分される場合は、当該段階ごとに示されていること。
二 特定廃液を廃液槽に保管廃棄している場
合 特定廃液の固型化その他の処理の工程に関する説明書及び回収可能核燃料物質を再処理設備本体から取り出している場合にあつては第二項第一号の資料(2) 特定廃液が廃液槽に保管廃棄されている場合

添付書類十一 特定廃液の固型化その他の処理の工程に関する説明書

特定廃液の固型化その他の処理の工程に関する説明書が添付され、次の事項が示されていること。

1 高放射性廃液
1.1 ～ 1.4

① 特定廃液の固型化その他の処理の方法（安全対策を含む。）及び手順、処理に係る人員及び設備の管理方法並びにその体制に関する説明（図面、図表等を含む。）が示されていること。

（変更なし）
1.5 施設定期検査を受けるべき時期
初回の施設定期検査を受けるべき時期については，廃止措置計画認可後速やかに申請② 特定廃液の固型化その他の処理の工程及び工程管理の方法に関する説明（図面、図表等を含む。）が記載されていること。工程が進捗に応じた段階により区分される場
合は、当該段階ごとに示されていること。

し，受検を開始する。以降の施設定期検査を受けるべき時期については，技術的な検討を行った上で平成 29 年度末までに定め，その後，廃止措置計画の変更申請を行う。
2 低放射性廃液
2.1 処理の方法及び手順（変更なし）
2.2 処理に係る人員，設備の管理方法・体制，処理の工程・工程管理の方法,施設定期検査を受けるべき時期処理に係る人員，設備の管理方法・体制，処理の工程・工程管理の方法，施設定期検査を受けるべき時期については低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)への硝酸根分解設備
及びセメント固化設備の設置後に詳細を平成 34 年度末までに定め，その後，廃止措置計画の変更申請を行う。

(3) 回収可能核燃料物質が再処理設備本体から取り出されている場合（該当なし）

既に回収可能核燃料物質が再処理設備本体から取り出されていることを明らかにする資料が添付され、次の事項が示されていること。なお、特定廃液の固型化その他の処理の工程を完了し、特定廃液が廃液槽に保管廃棄されていないときは、そのことを明らかにする資料も添付されていること。
① 既に回収可能核燃料物質が再処理設備本体から取り出されていることに関する説
明が記載されていること。
② 再処理設備本体の操作の停止に関する恒久的な措置に関する説明が示されている
こと。

12

299

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 2 号

二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び２ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

廃止措置に係る工事作業区域図○ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図（必要

添付書類二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図（変更なし）がある場合は地勢や施設の現況等に関する説明を含む。）並びにこれらに関する説
明が示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 3 号

三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関す

３ 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

る説明書

添付書類三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書① 廃止措置期間中の使用済燃料及び核燃料物質による汚染の除去並びに放射性廃棄物（変更なし）の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方及び対応に関する説明が示されていること。

② 廃止措置期間中の使用済燃料及び核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る作業又は工程ごとの被ばく低減対策及び安全対策に関する説明が示されていること。
③ 放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物の発生量を、中和、濃縮等放射性廃棄物を処理する作業の種類ごとに評価した結果が廃止措置の作業又は工程ごとに示されていること。
④ 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線による周辺公衆の線量に関する説明が廃止措置の作業又は工程ごとに示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 4 号

四 廃止措置中の過失、 機械又は装置の故４ 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、浸水、地震、火災等があった場合

障、地震、火災等があった場合に発生するこに発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書とが想定される事故の種類、程度、影響等に① 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、津波、浸水、火災、火山活動、竜関する説明書

添付書類四 廃止措置中の過失，機械又は装置の故障，浸水，地震，火災等があった場合に発生すると想定される事故の種類，程度，影響等に関する説明書（変更なし）

巻等があった場合に発生すると想定される事故（重大事故等、大規模損壊に係るものを含む。）の種類、程度、影響等に関する説明が示されていること。
② 重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における体制及び対応に関する説明が記載されていること。なお、保安規定において具体的な対応等を定めている場合は、その旨が示されていること。
③ 申請の時点で廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、津波、浸水、火災、
火山活動、竜巻等があった場合に発生すると想定される事故（重大事故等に係るもの
及び大規模損壊に係るものを含む。）の種類、程度、影響等に関する説明を詳細に行うことができない部分があるときは、その理由を明らかにするとともに、その旨の記載がされ、説明の概略及び詳細な説明を行う時期が示されていること。この場合において、詳細な説明を行う時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な説明を

13

300

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
行う時期が示されていること。
④ 初期の廃止措置計画について認可を申請する場合において、①及び②に掲げる説
明について詳細な説明が困難な事項があるときには、機械又は装置の故障（既往の許認可における再処理施設の操作上の過失、機械又は装置の故障、浸水、地震、火災等があった場合に発生すると想定される再処理施設の事故の種類、程度、影響等に関する説明書及び緊急安全対策を基にしたもの等を含む。）、地震及び津波等について、既往の評価結果を基に、優先して実施すべき工程に係る施設の現況等に可能な限り即した説明が示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 5 号

五 使用済燃料又は核燃料物質による汚染の５ 使用済燃料又は核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

分布とその評価方法に関する説明書○ 再処理施設に残存する放射性物質の種類、数量及び分布に関する説明が示されて添付書類五 使用済燃料又は核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書（変更なし）

いること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 6 号

六 性能維持施設及びその性能並びにその性

６ 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

能を維持すべき期間に関する説明書○ 第５の５（性能維持施設）及び６（性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性
能、その性能を維持すべき期間等）に記載した性能を維持すべき期間に関する詳細な添付書類六 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書（変更なし）※以下の「表 6-1-1 性能維持施設の維持管理」については、判定基準を点検項目欄に記載していたが、機構内の他の廃止措置計画と整合を取るため、表の構成を見直し新たに性説明が示されていること。

能欄を設け、ここに判定基準を記載した。
表 6-1-1 性能維持施設の維持管理（1／147）

以下、147／147 まで同様

14

301

資料_1
令和 2 年10月1日
日本原子力研究開発機構
再処理規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所（再処理施

核燃料サイクル工学研究所 再処理施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

設）の廃止措置計画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 7 号

七 廃止措置に要する費用の見積り及びその７ 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

資金の調達計画に関する説明書○ 廃止措置対象施設の廃止措置に要する費用の見積もり総額が明示され、その費用添付書類七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書（変更なし）の調達計画が示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 8 号

八 廃止措置の実施体制に関する説明書

８ 廃止措置の実施体制に関する説明書

添付書類八 廃止措置の実施体制に関する説明書① 廃止措置の実施体制（組織及び各職位の職務内容を含む。）並びに廃止措置の工（変更なし）

程管理及び評価方法に関する説明が示されていること。
② 東海再処理施設の廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者を選任する際の基本方針及びその説明が示されていること。
再処理規則

再処理規則第 19 条の 5 第 2 項第 9 号

九 廃止措置に係る品質マネジメントシステム

９ 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書に関する説明書○ 品質マネジメントシステムの下で性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置

添付書類九 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書に係る業務が行われることが示されていること。

廃止措置期間中における品質マネジメントシステム活動は，原子炉等規制法第 50 条第 1 項に基づく再処理施設保安規定において，再処理規則第 8 条の 3 に基づいた理事長をトップマネ
ジメントとする品質マネジメント計画を定め，再処理施設保安規定及び品質マネジメント計画書
並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画，実施，評価及び改善の一連のプロセスを明確にし，これらを効果的に運用することにより，原子力安全の確保・維持・向上を図る。
また，廃止措置期間中における品質マネジメント活動は，廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「本文五 廃止措置期間中に性能を維持すべき再処理施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は，この品質マネジメント計画の下で
実施する。

15

302

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構

廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（もんじゅ）
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

研開炉規則

５

第 111 条 法第四十三条の三の三十四第二項① 解体の対象となる施設が明確に定められていること。

の規定により廃止措置計画について認可を② 原子炉を起動することができないよう、運転停止に関する恒久的な措置が具体受けようとする者は、廃止しようとする発電的に定められていること。

用原子炉ごとに、次に掲げる事項について廃③ 解体・撤去の工法が、公衆及び放射線業務従事者の受ける被ばく線量の抑制及止措置計画を定め、これを記載した申請書をび低減する観点に立ち、施設内に残存する放射性物質の種類、数量、分布及び放射原子力規制委員会に提出しなければならな性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、具体的に定められていること。

い。

④ 保安のために必要な発電用原子炉施設の維持管理、放射性廃棄物の取扱いその五前号の施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

解体の対象となる施設及びその解体の方法

他の必要な措置が、廃止措置の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
⑤ 廃止措置に係る各作業の管理及び工程管理に関する必要な対応が定められていること。
⑥ 廃止措置について詳細な方法等を定めることが困難な部分がある場合は、その理由を明らかにするとともに、当該部分に係る主要な工程及び全体の見通し等に係る事項並びに当該部分について詳細な方法等を定める時期が定められていること。この場合において、詳細な方法等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な方法等を定める時期が定められていること。

五 廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法
2．廃止措置の基本方針
廃止措置の実施に当たっては、法令等を遵守することはもとより、安全の確保を最優先に、周辺公衆及び放射線業務従事者の放射線被ばく線量並びに放射性廃棄物発生量の低減に努め、保安のために必要な施設の機能及び性能を維持管理しつつ着実に進める。また、廃止措置期間中の保安活動及び品質保証に関して必要な事項については、保安規定に定めて実施する。
廃止措置を実施するに当たり、敦賀地区に敦賀廃止措置実証部門を新設し、もんじゅにおける保安に係る業務を統括するとともに、もんじゅ外部からの協力も得ながら国内外で先行している廃止措置プラントの知見も積極的に習得し、安全かつ着実に、国内で最初の取組となるナトリウム冷却高速炉の廃止措置を進めていく。
もんじゅの廃止措置については、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽（以下「炉心等」という。）に燃料体が存在した状態から開始するという残留リスクがある。このため、ナトリウムを安全に管理するための施設は、廃止措置段階においてもその性能を維持するとともに、残留リスクの早期低減の観点から、炉心等から燃料体を取り出す作業（以下「燃料体取出し作業」という。）を最優先に実施し、2022 年度に燃料体取出し作業を完了させる。燃料体取出し作業に当たっては、安全かつ着実な遂行に資するため、運転操作体制及び保守体制の強化を図るものとし、必要となる人員を計画的に確保するとともに、適切に配置していく。また、燃料体取出し作業に従事する者に対しては、燃料取扱作業者の教育訓練計画に基づいて教育・訓練を行う。燃料体取出し作業を含む廃止措置に係る各作業を計画的に進めるため、工程管理体制を構築して進捗を管理する。工程管理に関する詳細な対応については、「十一 廃止措置の工程」に示す。
系統内に残留しているナトリウムについては、２次系ナトリウムを 2018 年 12 月までに抜取り、その他のナトリウムについても可能な限り早期に系統から抜き取ることにより漏えいリ
スクの低減を図る。抜取り作業等、ナトリウムを取り扱う作業については、ナトリウムの漏え
いや飛散を防止するためのリスク管理等を踏まえた作業計画を立て、安全に実施する。原子炉を起動することができないよう、運転停止に関する恒久的な措置として、原子炉モードスイッチを「運転」及び「起動」に切替えできない措置を講じるとともに、現在挿入されている制御棒を炉心から引き抜くことをできなくするために、制御棒と制御棒駆動軸とを切り離し、さらに制御棒駆動装
置への電源供給ケーブルを切り離す措置を講じる。
廃止措置期間中に性能を維持する発電用原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）については、廃止措置を安全に進めるうえで、燃料体取出し作業に係る設備、放射性気体廃
棄物及び放射性液体廃棄物の処理設備、放射性物質の外部への漏えいを防止するための建物・構築物の障壁、遮蔽及び換気設備、管理区域における放射線管理設備、屋内外の放射線監視を行うための放射線監視設備、放射性固体廃棄物の処理設備及び貯蔵設備、ナト
リウムの漏えい及び火災を防止するための設備等の施設を、廃止措置の進捗に応じて維持管理していく。これら性能維持施設の施設管理については、廃止措置の進捗に応じて、維持する施設の範囲を明確にし、施設の重要度に応じた点検を保全計画に従い実施する。廃止措置の進捗に応じて性能維持施設の範囲等を変更する場合は、廃止措置の進捗に応じて必要となる施設の範囲、機能及び性能を明確にし、廃止措置計画に反映して変更認可を受ける。また、廃止措置の中で性能維持施設の改造、解体撤去工事、試料採取等を実施する

1

303

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
場合は、安全確保上必要な性能維持施設に影響を与えないことを確認したうえで実施する。
（以下略）

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

六６

性能維持施設

変更なし

性能維持施設○ 性能維持施設が、設置許可及び工事計画認可等既往の許認可に基づく施設並びに保安規定（保全計画等保安規定に基づく下位文書を含む。以下同じ。
）に基づき保守管理の対象としている設備類（緊急安全対策として整備したものを含む。
）から抽出され、定められていること。維持すべき性能又は性能維持施設に廃止措置の進捗に応じた変化（性能維持施設の増減を含む。以下第５の６及び７において同じ。
）があるときは、当該廃止措置の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
また、廃止措置を実施する上で必要な施設の改造等に係る廃止措置計画の認可の申請を受けた際は、維持すべき性能又は性能維持施設に当該改造等による変化がないかを確認し、変化があると認められる場合は、申請に係る廃止措置計画に
当該変化に応じて維持すべき性能及び性能維持施設に関することが定められていることを確認すること。維持すべき性能又は性能維持施設に改造等の進捗に応じた変化があるときは、当該改造等の進捗に応じた段階ごとに定められていること。
なお、認可を申請する時点で、個別の性能維持施設を抽出して特定し難い場合
は、設備等を特定して性能維持施設を定める時期を示した上で、設備等が属する
系統や施設等が性能維持施設として定められていること。
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

七７

性能維持施設の位置、構造及び設備並性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能、その性能を維持すべき

びにその性能、その性能を維持すべき期間

期間並びに研開炉技術基準規則第 2 章及び第 3 章に定めるところにより難い特別並びに研開炉技術基準規則第二章及び第三の事情がある場合はその内容章に定めるところにより難い特別の事情が① 性能維持施設の位置、構造及び設備、その性能並びにその性能を維持すべき期ある場合はその内容

間が具体的に定められていること。維持すべき性能に廃止措置の進捗等に応じた変化があるときは、廃止措置の進捗等に応じた段階ごとに定められていること。
② 研開炉技術基準規則第 2 章及び第 3 章に規定する基準（以下「維持基準」という。
）により難い特別な事情があるため、廃止措置計画に定めるところにより性能維持施設を維持しようとする場合は、当該特別な事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法及び水準により性能維持施設を維持する方法等が定められていること。なお、特別な事情の類型を例示すれば次のとおりであり、これらに該当することについて具体的に説明されていること。

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能、その性能を維持すべき期間並びに研開炉技術基準規則第二章及び第三章に定めるところにより難い特別の事情がある場合はその内容
2．性能維持施設の施設管理
性能維持施設については、もんじゅの現況※1 を踏まえ、研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成 25 年原子力規制委員会規則 10 号。以下「技術基準規則」という。）の要求事項に代わり、もんじゅの原子炉設置許可等、既往の許認可を基に設定している第 6-1 表に示す維持機能及び性能について、保安規定に定める施設管理に基づき、継続的な改善を図りながら維持管理する。また、第 6-1 表に示す性能維持施設の維持機能及び性能については、検査（以下「定期事業者検査」※2 という。）によって確認する。
なお、第 6-1 表に示す維持期間を終了し、維持不要となった設備又は機能については、性能維持施設から除外される。従って、定期事業者検査が不要となる。
定期事業者検査については、2018 年 12 月から実施する定期設備点検に合わせて実施するものとし、2018 年 12 月までに定める保全計画に定期事業者検査の内容を反映する。2018
年 12 月までの期間における性能維持施設の保全については建設段階の保全内容を踏襲することにより、廃止措置段階への移行期において未点検機器を発生させないよう万全を期す。
もんじゅにおいては過去に機器の点検時期を超過する保守管理上の不備を発生させたが、その不適合処置として点検を行い、再発防止対策として保守管理全般に対して改善を行

2

304

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）○ 当面の安全性は確保できる旨の大略の評価結果は得ているものの、精緻な評価 ってきた。具体的な改善内容は保守管理業務支援システムの導入及び運用、保守管理に係る人材の強化等であり、廃止措置段階においてはこれらの対策を継続するとともに、さらに、結果を得るためには、適切な資源配分を行ったとしても相当の期間を要するため、 燃料体取出し作業等を安全かつ確実に実施するために、以下の取組を実施する。
直ちに維持基準への適合性を説明することができない場合(1) 燃料交換設備や燃料処理設備の事前点検
燃料体取出し作業を安全かつ確実に実施するため、作業に用いる設備について平成 22○ 施設の現況等に照らし、維持基準をそのまま適用することは合理的でない場合
年以降使用していないことを踏まえ、事前に点検して健全性を確認する。
○ 性能維持施設を維持基準に適合させることよりも、速やかに当該施設に係るリ(2) 故障リスクへの対応
故障時に調達に時間を要する海外調達部品や生産中止部品等については、予備品としてスクを低減させることが合理的である場合保有する。加えて、施設の安全性に影響がない機器であっても、故障等により燃料体の取出③ 性能維持施設の改造等を行う場合は、設計、工事、当該工事の管理及び試験・し作業工程に大きな影響を及ぼすような機器については、必要に応じて消耗品の取替え等検査の方法に関すること（当該工事において溶接を行う場合は、溶接の設計、施工 を行う。
(3) 燃料体取出し作業に係る体制強化
管理及び試験・検査の方法に関することを含む。
）が定められていること。
燃料体取出し作業を担う担当課の体制強化を行う。
④ 申請の時点で詳細な事項等を定め難い性能維持施設がある場合は、その理由を(4) メーカ等と連携した作業管理体制の充実
燃料体取出し作業中は、機器の故障等が発生した場合にも速やかに対処できるよう、メー明らかにするとともに、当該性能維持施設について、詳細な事項等を定めるため
カ等と連携した作業管理体制を充実する。

の方針及びその時期が定められていること。この場合において、詳細な事項等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な事項等を定める時
期が定められていること。
⑤ 性能維持施設の保守管理その他の事項について保安規定において具体的な対応等を定める場合は、その旨が記載されていること。

※1：もんじゅの現況におけるリスクの程度については、「添付書類四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される事故の種
類、程度、影響等に関する説明書」に示すとおり、周辺公衆に対する著しい放射線被ばくのリ
スクは小さい。一方、もんじゅについては、廃止を決定した時点で、研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年原子力規制委員会規則第 9 号）等のいわゆる新規制基準への適合が確認されていない状況であり、もんじゅの廃止措置においては、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心等に燃料体が存在した状態から開始するという残留リスクがある。このため、ナトリウムを安全に管理するための施設は、廃止措置段階においてもその性能を維持するとともに、残留リスクの早期低減の観点から、燃料体取出し作業を最優先に実施する。併せて、大規模損壊発生時の対応を追加的に実施する。これらの対応は、新たな設備を施設し、その性能を維持するよりも、廃止措置段階において、段階的に残留リスクを低減していく方策として合理的である。
※2：2020 年 3 月までは事業者自主検査。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号

八８

核燃料物質の管理及び譲渡し変更なし

核燃料物質の管理及び譲渡し① 保有する核燃料物質及び使用済燃料の種類並びにその数量が明らかにされていること。
② 核燃料物質及び使用済燃料を搬出するまでの間における具体的な保管並びに管理の方法が定められていること。具体的な保管及び管理の方法が検討中である
場合は、当面の保管及び管理の方法並びに当該検討に係る方針及び予定（当該検討の期限が明らかなものに限る。）が定められていること。
③ 核燃料物質の譲渡しに関する計画及び方法が定められていること。ただし、具体的な計画及び方法が検討中である場合は、核燃料物質の譲渡しに係る当面の対応のほか、当該検討に係る方針及び予定（当該検討の期限が明らかなものに限る。）
3

305

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）が定められていること。
④ 使用済燃料の処分の方法を、設置の許可に定められた方法に従い、当該処分に関する計画が定められていること。なお、機構においてさらに具体的な事項を定めている場合は、それらの事項が含まれていること。
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

九９

核燃料物質による汚染の除去

変更なし

核燃料物質による汚染の除去① 発電用原子炉施設内の核燃料物質による汚染の分布等を評価した上で、具体的な汚染の除去の方法及び安全管理上の措置が定められていること。
② 申請の時点で核燃料物質による汚染の除去に係る詳細な方法等を定め難い部分がある場合は、その理由を明らかするとともに、当該部分について、主要な工程
及び全体の見通し等に係る事項及び詳細な方法等を定める時期が定められていること。この場合において、詳細な方法等を定める時期が異なる部分があるときは、
当該部分ごとに詳細な方法等を定める時期が定められていること。
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

十１０ 核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄

核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄変更なし① 発電用原子炉施設内に保管廃棄する放射性廃棄物及び廃止措置に伴って発生する放射性廃棄物の廃棄について、取扱い並びに処理及び処分の方法が定められていること。
② 放射性廃棄物を処分するまでの間、発電用原子炉施設内に放射性廃棄物を保管廃棄する場合には、当該保管廃棄の方法、期間及び管理が定められていること。
③ 申請の時点で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について具体的な対応等を定め難い部分がある場合には、その理由を明らかするとともに、当該部分について、主要な工程及び全体の見通し等に係る事項並びに具体的な対応等を定める時期が定められていること。この場合において、具体的な対応等を定める時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに対応等を定める時期が定められていること。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

十一 廃止措置の工程

十一

１１ 廃止措置の工程

第 11-2 図 第 1 段階の工程廃止措置の工程① 廃止措置の工程が具体的に定められていること。廃止措置の工程のうち、計画を定めた部分がある場合には、当該部分及び計画が併せて示されていること。
② 廃止措置の工程の管理及び進捗状況に係る定期的な評価に係る具体的な方法、基準及びその体制が定められていること。
③ ②の評価の結果、工程の管理の問題又は進捗の遅延が生じていると認めたとき
4

306

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）に行う対応（廃止措置計画の変更の認可の申請を含む。
）が定められていること。

年度④ 廃止措置計画の変更の認可を申請する場合で、廃止措置の実績があるときは、

2017年度

2018年度

2019年度

2020年度

2022年度

2021年度

燃料体取出し作業完了

廃止措置に関する基本的な計画の策定

2022.122017.6計画に対する実績その他の廃止措置の進捗状況及びその評価が示されているこ

濃縮廃液等一時保管用容器の設置 ※1

燃料体の処理 (530体)
炉外燃料貯蔵槽→
燃料池と。

2018.886体 ※2

2019.1130体 ※3,5

2020.62019.9

燃料体の取出し (370体)
原子炉容器→
炉外燃料貯蔵槽
第
1
段
階
に
お
け
る
主
な
作
業
等

2019.11140体 ※3,5

2021.92021.1100体

103体
2019.1174体 ※3,5140体※52021.3127体※52022.62022.4130体※52019.11

模擬燃料体等の準備（搬入→炉外燃料貯蔵槽）

2021.3

濃縮廃液等一時保管用容器の設置 ※1

2022.6140体※52020.62021.9回転プラグ点検及び作動確認

燃料取扱設備点検※4

燃料処理設備点検
及び作動確認2018.12

定期設備点検（事業者自主検査）（2020年3月終了）

燃料交換設備
燃料処理設備ディーゼル発電機
原子炉補機冷却海水設備 等

2020.2

施設定期検査の申請

施設定期検査2018.92018.122020.2

一時保管用タンクの現地据付

２次系ナトリウムの抜取り

抜取り完了（2018.12）

汚染の分布に関する評価※1 ： 2018年度及び2019年度の燃料体の取出し及び処理実績から、廃液の推定発生量を評価し、容器の設置数及び設置場所（設置の要否を含む。）を決定する。
※2 ： 86体の燃料体については、炉外燃料貯蔵槽から取り出した後、缶詰缶装置により缶詰缶に収納し、燃料池に貯蔵する。
※3 ： 必要に応じ、本期間中に燃料取扱設備の手入れ等を実施する。
※4 ： 2010年以降使用していないことを踏まえ、炉心等から燃料体を取り出す前に、施設の復旧を目的として実施する点検及び作動確認であり、定期設備点検とは異なる。
※5 ： 進捗状況によって体数が変更となる可能性がある。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係る品質マネジメントシステム

十二１２ 廃止措置に係る品質マネジメントシステム

省略

廃止措置に係る品質マネジメントシ

ステム○ 原子力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基準に関する規則（令和２年原子力規制員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシス
テムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 3 項

第 111 条第 3 項 特定研究開発段階発電用

１３ 特定研究開発段階発電用原子炉にあっては、 燃料体を炉心等から取り出

原子炉（燃料体が炉心等から取り出されてす方法及び時期

いない令第一条第一号に掲げる発電用原子① 発電用原子炉を起動することができないよう、運転停止に関する恒久的な措置炉をいう。第百十四条第二項において同が講じられていることが明らかにされていること。

じ。
）について法第四十三条の三の三十四第② 燃料体を炉心等から取り出す方法及び時期が具体的に定められていること。時二項の認可を受けようとする者は、第一項期については、始期及び終期を定め、具体的な作業内容から策定した工程を踏まの申請書に記載する廃止措置計画に、同項えて可能な限り期間の短縮を図ったものであることが明らかにされていること。

十三 燃料体を炉心等から取り出す方法及び時期
3．施設定期検査を受ける時期（削る）

各号に掲げる事項のほか、燃料体を炉心等

5

307

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
から取り出す方法及び時期について定めなければならない。
研開炉規則

申請書に添付する書類の記載事項に対する審査（研開炉規則第 111 条第 2 項及び第 111 条第 2 項 前項の申請書には、次に掲

第 4 項）

げる書類又は図面を添付しなければならない。

廃止措置計画の認可の申請書に添付する書類に、次の事項が示されていることを確認する。廃止措置計画の変更の認可を申請するときは、変更に係る事項について説明した資料を添付すれば足りる（研開炉規則第 112 条第 2 項）が、変更が必要となった理由に関する説明が示されていること。
なお、原子力規制委員会が認可の基準（研開炉規則第 114 条）への適合性を審査する上で必要と認めるときは、別に書類又は図面の提出を求める（研開炉規則
第 111 条第 2 項第 10 号）。

添付書類 一 燃料体を炉心等から取り出す工程に関する説明書
2．作業人員及び設備の管理方法並びにその体制
一 既に燃料体が炉心等から取り出されて １ 燃料体を炉心等から取り出す工程に関する説明書又は既に燃料体が炉心等か
燃料体取出し作業に係る要員の体制を第 4 図に示す。燃料体取出し作業の実施体制については、もんじゅの保安管理体制の中で、担当する課長が、その課の管理職又はもんじゅのいることを明らかにする資料
ら取り出されていることを明らかにする資料
設備及び操作に精通した管理職相応の者から実施責任者を選任し、実施責任者の下、燃料(1)燃料体が炉心等から取り出されていない場合
取扱設備の運転操作を担当する「操作チーム」と、運転操作を設備面から支援する「設備チ４ 前項の場合には、第一項の申請書には、 燃料体を炉心等から取り出す工程に関する説明書が添付され、次の事項が示され ーム」から構成する。これら燃料体取出し作業に従事する者に対しては、安全かつ着実な遂行に資するため、燃料取扱作業者の教育訓練計画に基づいて教育・訓練を行う。
第二項第一号に掲げる書類又は図面に代え ていること。
燃料取扱設備の施設管理は、設備の施設管理を担当する課が保全計画に基づいて行て、燃料体を炉心等から取り出す工程に関す ①燃料体を炉心等から取り出す方法及び手順、取出作業に係る人員及び設備の管 う。故障時に調達に時間を要する海外調達部品や生産中止部品等については、予備品としる説明書を添付しなければならない。
理方法並びにその体制に関する説明（図面、図表等を含む。）が示されていること。 て保有する。加えて、施設の安全性に影響がない機器であっても、故障等により燃料体取出し作業の工程に大きな影響を及ぼすような機器については、必要に応じて消耗品の取替え②燃料体を炉心等から取り出す工程及びその工程管理の方法に関する説明（図面、
等を行う。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号及び第 4 項

図表等を含む。
）が記載されていること。工程が進捗に応じた段階により区分され燃料体取出し作業中は、機器の故障等が発生した場合にも速やかに対処できるよう、メーる場合は、当該段階ごとに示されていること。

カ等と連携した作業管理体制を充実する。

(2)燃料体が炉心等から取り出されている場合

3．工程及び工程管理の方法
第 1 段階においては、炉心に装荷されている 370 体及び炉外燃料貯蔵槽に貯蔵されている
160 体の燃料体を燃料池の貯蔵ラックに移送して貯蔵する。燃料体取出し作業に係る工程については、「十一 廃止措置の工程」の第 11-2 図に示すとおりである。

燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料が添付されている
こと。

（以下略）

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号

二２

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

変更なし

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図○ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図（必要がある場合は地勢や施設の現況等に関する説明を含む。
）並びにこれらに関する説
明が示されていること。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号

変更なし

6

308

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
三廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書３

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書① 廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方及び対応に関する説明が示されていること。
② 廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る作業又は工程ごとの被ばく低減対策及び安全対策に関する説明が示されていること。
③ 放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物の発生量を、中和、濃縮等放射性廃棄物を処理する作業の種類ごとに評価した結果が廃止措置の作業又は工程ごとに示されていること。
④ 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線による周辺公衆の線量に関する説明が廃止措置の作業又は工程ごとに示されていること。

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号

四４

廃止措置中の過失、機械又は装置の故変更なし

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生

障、地震、火災等があった場合に発生するこすると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書とが想定される事故の種類、程度、影響等に① 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、津波、溢水、火災、火山活動、関する説明書竜巻等があった場合に発生すると想定される事故（重大事故等、大規模損壊に係るものを含む。
）の種類、程度、影響等に関する説明が示されていること。
② 重大事故等発生時及び大規模損壊発生時における体制及び対応に関する説明が示されていること。なお、保安規定において具体的な対応等を定めている場合は、その旨が示されていること。
③ 申請の時点で廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、津波、溢水、火災、火山活動、竜巻等があった場合に発生すると想定される事故（重大事故等に係るもの及び大規模損壊に係るものを含む。）の種類、程度、影響等に関する説明を詳細に行うことができない部分があるときは、その理由を明らかにするとともに、その旨の記載がされ、説明の概略及び詳細な説明を行う時期が示されていること。
この場合において、詳細な説明を行う時期が異なる部分があるときは、当該部分ごとに詳細な説明を行う時期が示されていること。
④ 初期の廃止措置計画について認可を申請する場合において、①及び②に掲げる
説明について詳細な説明が困難な事項があるときには、機械又は装置の故障（既往の許認可における原子炉の操作上の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される原子炉の事故の種類、程度、影響等に関する説明書及び緊急安全対策を基にしたもの等を含む。）、地震及び津波等について、
7

309

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
既往の評価結果を基に、優先して実施すべき工程に係る施設の現況等に可能な限り即した説明が示されていること。
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号

五５

核燃料物質による汚染の分布とその評

変更なし

価方法に関する説明書

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書○ 発電用原子炉施設に残存する放射性物質の種類、数量及び分布に関する説明が示されていること。
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号

六６

性能維持施設及びその性能並びにその変更なし

性能を維持すべき期間に関する説明書

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書○ 第５の６（性能維持施設）及び７（性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能、その性能を維持すべき期間等）に記載した性能を維持すべき期間に関する詳細な説明が示されていること。

○ 廃止措置対象施設の廃止措置に要する費用の見積もり総額が明示され、その費添付書類 七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書
1．廃止措置に要する費用の見積り（以下略）2．資金の調達計画

用の調達計画が示されていること。

（以下略）

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号

八８

添付書類 八 廃止措置の実施体制に関する説明書
1．廃止措置の実施体制
もんじゅの廃止措置の実施に当たっては、原子炉等規制法第 43 条の 3 の 24 第 1 項及び研開炉規則第 87 条第 3 項に基づき、保安規定において保安管理体制を定め、廃止措置の業
務に係る各職位の職務内容を明確にするとともに、保安に必要な事項を審議するための委員会を設置する。定期事業者検査は、保安活動の重要度に応じて、中立性及び信頼性が損なわれないよう検査する要員の独立性を確保する。また、燃料体取出し作業完了までの期間（第 1 段階）は、原子炉等規制法に基づき、原子炉主任技術者を置き、保安の監督にあたらせる。燃料体取出し作業完了後の廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）の任命に関する事項及びその職務を保安規定において明確にし、廃止措置主任者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。原子炉主任技術者や廃止措置主任者の選任に関しては保安規定に定める。
（以下略）

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

七７

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置の実施体制に関する説明書

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置の実施体制に関する説明書① 廃止措置の実施体制（組織及び各職位の職務内容を含む。）並びに廃止措置の工程管理及び評価方法に関する説明が示されていること。
② もんじゅの廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者を選任する際の基本方
針及びその説明が示されていること。

2．廃止措置に係る経験機構は、JPDR、JRR-2、新型転換炉ふげん等の原子炉施設等の解体実績を有し、廃止措置に係る技術開発等の成果が、原子炉施設の解体に係る安全確保の基本的考え方（昭和 60 年 12 月 19 日原子力安全委員会決定、平成 13 年 8 月 6 日一部改訂）に反映される等、廃止措置に係る経験を有している。
また、高速実験炉「常陽」やもんじゅでの運転・保守において、多くの施設管理、保安管
理、放射線管理等の経験・実績を有している。
廃止措置は、これまでの原子炉施設の解体・運転・保守における経験や、国内外における廃止措置の調査も踏まえ、廃止措置期間において適切な解体撤去、設備の維持管理、放射線管理等を安全に実施する。

8

310

資料_１
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
研開炉規則

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計

高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設廃止措置計画 改定案（2020/4/1 施行）

画の認可の審査に関する考え方（下線部：変更箇所）（2020/4/1 改訂）
研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

九９

廃止措置に係る品質マネジメントシス

テムに関する説明書

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書○ 品質マネジメントシステムの下で性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務が行われることが示されていること。

添付書類 九 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書
廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「十二 廃止措置に係る品質マネジメ
ントシステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 43 条の 3 の 22 第 1 項並びに研開炉規則第 64
条及び第 87 条第 2 項に基づき、保安規定において、理事長をトップマネジメントとする品質
マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図る。
また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「本文六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

9

311

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
廃止措置計画の審査基準規則要求と廃止措置計画変更案の対比表（ふげん）
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
２．申請書記載事項に対する審査基準（廃止措置計画の認可の申請）

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 5 号

試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 5 号

第 16 条の 6 法第四十三条の三の二第二項の規（１）解体の対象となる施設及びその解体の方法

定により廃止措置計画の認可を受けようとする者

１）解体する原子炉施設

は、廃止しようとする試験研究用等原子炉ごと

原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子力規制委

本文 4 章「廃止措置対象施設及びその敷地」に,廃止措置対象施設の範囲は，原子炉本体，に、次の各号に掲げる事項について廃止措置計員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けたと

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設等の原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可を受画を定め、これを記載した申請書を原子力規制委

きに、設置の許可は、その効力を失うこととなっている。

けた原子炉並びに附属施設等である。ただし，汚染のない（管理区域として設定した履歴の員会に提出しなければならない。

また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原

五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及び子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認

その解体の方法を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみなされる。

ない）すべての地下の建屋及び構造物並びに基礎を除くと記載。

こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原子炉施設につい
研開炉規則ては、原子炉施設に係る設置の許可がなされたところにより、廃止措置対象施設の範囲を

第 111 条 法第四十三条の三の三十四第二項の特定するとともに、廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設が示されていること。

規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、廃止しようとする発電用原子炉ごと

２）解体の方法に、次に掲げる事項について廃止措置計画を定

原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は原子

め、これを記載した申請書を原子力規制委員会に炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求められる。

提出しなければならない。

すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、 発電用原子炉にあっては、

五 前号の施設のうち解体の対象となる施設及び原子炉の炉心からの使用済燃料を取出し、及び 試験研究用等原子炉にあっては、機能停

その解体の方法

止措置（原子炉における核分裂の発生能力を除去することにより原子炉の機能を停止させるための措置）が講じられる必要がある。

原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解体撤去時期の検討等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、
放射性廃棄物の処理等に関する措置が講じられる必要がある。
ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能の時間的減衰を図るための安全貯蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間をかけて行われる。

1

312

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
こうしたことを踏まえ、〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階と

本文 5 章「廃止措置対象施設のうち,解体の対象となる施設及びその解体の方法」及び本文

その段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着手要件、完了要件が適切

9 章「核燃料物質による汚染の除去」に,各工事の着手要件及び完了要件を記載。

に設定されていること。

①試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段階
試験研究用原子炉及び発電用原子炉の機能停止のための措置として、炉心からすべての添付書類１に「既に燃料体が炉心等から取り出していることを明らかにする資料」として,「核燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置が講じられるととも燃料サイクル開発機構 新型転換炉ふげん発電所の原子炉の運転に関する承認申請書」に、燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管され、同設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬等を添付。

出されること。

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」において,原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保➣使用済燃料は，全量の搬出が完了するまで使用済燃料貯蔵プールに貯蔵し，「原子炉に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

設置許可申請書」に記載のとおり，原子炉運転中と同様の取扱い・管理を行うこととする。
➣使用済燃料は，専用の使用済燃料輸送用容器に収納し，専用の輸送船により，2026 年
度までに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再処理事業者の再処理施設へ全量を搬出する予定である。

②燃料体搬出後から解体撤去までの段階
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保

本文 6 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」に性能維持施設の施に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

設管理について記載。

③解体撤去段階
原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染の適切な除本文 9 章「核燃料物質による汚染の除去」及び本文 10 章「核燃料物質又は核燃料物質によ去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。

って汚染された物の廃棄」に汚染の適切な除去及び廃棄等について記載。

○発電用原子炉施設については、廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済燃料が取添付書類１に「既に燃料体が炉心等から取り出していることを明らかにする資料」として,「核り出されていることが、認可の基準となっていることから、申請に先立ち炉心から燃料を取り燃料サイクル開発機構 新型転換炉ふげん発電所の原子炉の運転に関する承認申請書」

出していること。

等を添付。

2

313

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間は、使用

本文 6 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」

済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損

6.1 廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理（2020/4/1 施行）

傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体

廃止措置期間中に性能を維持すべき原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）についについて、その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。

ては，「5.1 廃止措置の基本方針」に基づき，公衆及び放射線業務従事者の被ばくの低減を

あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。

図るとともに，使用済燃料の貯蔵のための管理，汚染の除去工事，解体撤去工事及び核燃
料物質によって汚染された物の廃棄作業等の各種作業の実施に対する安全確保のため

注） 廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験炉規則、実に，必要な期間，所要の性能及び必要な機能を維持管理する。

用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に以上の基本的な考え方に基づく性能維持施設を表 6-1 に示す。

記載することが必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以

なお，使用済燃料を貯蔵した状態で除熱機能を有する設備を停止しても,使用済燃料貯蔵降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」とプールの水温が「原子炉設置許可申請書」に記載の余熱除去系の機能維持が必要となるいう。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用

52℃及び上限値である 66℃を超えないことを確認したことから，使用済燃料貯蔵設備の除等原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及熱機能に係る設備を供用終了した。また，維持すべき期間を終了した燃料移送機を除く燃びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必料移送装置及び劣化重水貯槽等については供用終了した。

要な事項が記載されているものとして取り扱う。
6.2 性能維持施設の施設管理
なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。

性能維持施設については，必要な期間，必要な機能及びその性能が維持できるよう，適切な頻度で保安規定に基づき定期事業者検査等を実施する。

添付書類 6 に「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」として,「使用済燃料貯蔵プール水の水温評
価について」を添付。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 6 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 6 号

六 性能維持施設（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設
公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置対象施設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案された核燃料物質による汚本文 6 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」
6.1 廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理

染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順等の措置との関係において、廃止措置期

廃止措置期間中に性能を維持すべき原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）につい

間中に性能を維持すべき施設（以下「性能維持施設」という。）が、廃止措置期間を見通したては，「5.1 廃止措置の基本方針」に基づき，公衆及び放射線業務従事者の被ばくの低減を

廃止措置の段階ごとに適切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的図るとともに，使用済燃料の貯蔵のための管理，汚染の除去工事，解体撤去工事及び核燃な考え方が示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごと

料物質によって汚染された物の廃棄作業等の各種作業の実施に対する安全確保のために示されていること。

に，必要な期間，所要の性能及び必要な機能を維持管理する。
以上の基本的な考え方に基づく性能維持施設を表 6-1 に示す。

3

314

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
なお，使用済燃料を貯蔵した状態で除熱機能を有する設備を停止しても,使用済燃料貯蔵
プールの水温が「原子炉設置許可申請書」に記載の余熱除去系の機能維持が必要となる
52℃及び上限値である 66℃を超えないことを確認したことから，使用済燃料貯蔵設備の除熱機能に係る設備を供用終了した。また，維持すべき期間を終了した燃料移送機を除く燃料移送装置及び劣化重水貯槽等については供用終了した。

6.2 性能維持施設の施設管理
性能維持施設については，必要な期間，必要な機能及びその性能が維持できるよう，適切な頻度で保安規定に基づき定期事業者検査等を実施する。

添付書類 6 に「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」として,「使用済燃料貯蔵プール水の水温評
価について」を添付。

本文 7 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設の位置，構造及び設備
並びにその性能，その性能を維持すべき期間」
性能維持施設の位置，構造及び設備並びにその性能を維持すべき期間を「６ 廃止措置
期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」表 6-1 に示す。
廃止措置の進捗に応じて表 6-1 に示す性能維持施設の範囲，機能又は性能について変更する場合及び解体撤去工事を実施するに当たって，専ら廃止措置のために使用する装置を導入する場合は，廃止措置計画に反映して変更認可を受けることとする。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 7 号

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びに研開炉規則第 111 条第 1 項第 7 号

その性能並びにその性能を維持すべき期間（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期
間

研開炉規則

（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並びにその性能並

本文 7 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設の位置,構造及び設備並

七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにびにその性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここで示される性能維持施設のびにその性能,その性能を維持すべき期間」に本文 6 章「表-6 性能維持施設」としてそれぞ

その性能、その性能を維持すべき期間並びに研性能については、性能維持施設が維持すべき機能ごとに、その性能を満たすために必要なれ位置,構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間,必要な仕様等を

開炉技術基準規則第二章及び第三章に定めると仕様等（以下単に「必要な仕様等」という。）が示されていること。

記載。

ころにより難い特別の事情がある場合はその内容

また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、専ら廃止措置で添付書類 6 に「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並び使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方にその性能を維持すべき期間に関する説明書」に廃止措置のために導入する装置の設計

4

315

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

法に関することが示されていること。

等について記載。

（2020/4/1 施行）

研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持する
こと、必要な仕様等を満たすこと等が示されていること。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 8 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 8 号

八 核燃料物質の管理及び譲渡し（４）核燃料物質の管理及び譲渡し廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡されること等を

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」に適切な譲渡し等の措置について記載。

示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済燃料の処分の方法」に従い、適切な譲渡し等の措置が示されており、核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確認する。
① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」の表 8-1 核燃料物質の貯蔵状況に記載。

② 核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備に保管されること。

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」に使用済燃料は，全量の搬出が完了するまで使用済燃料貯蔵プールに貯蔵し，「原子炉設置許可申請書」に記載のとおり，原子炉運転中と同様の取扱い・管理を行うことを記載。

③ 核燃料物質の搬出、輸送
核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられること。

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」に使用済燃料の搬出は，事業所内の運搬，事業所外の運搬等の関係法令を遵守して実施していくことを記載。

④ 核燃料物質の譲渡し先○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号

本文 8 章「核燃料物質の管理及び譲渡し」に使用済燃料は，国内又は我が国と原子力の平○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号

和利用に関する協力のための協定を締結している国の再処理事業者に全量を譲り渡すことの規定に従って、核燃料物質の譲渡し先が選定されていること。

を記載。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 9 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 9 号

九 核燃料物質による汚染の除去（５）核燃料物質による汚染の除去
廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前評価結果、汚添付書類-5「核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書」において,解体

染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。

撤去作業計画の立案,公衆及び放射線業務従事者が受ける被ばく線量の推定並びに放射

5

316

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）性廃棄物の発生量の推定のため,残存放射性物質の放射能量評価を行っている。
本文 9 章「核燃料物質による汚染の除去」において,放射性腐食生成物が付着又は蓄積している設備・機器等及びトリチウムを内包している重水系・ヘリウム系等について汚染の除去の方法を記載。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 10 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 10 号

十 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染さ（６）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

れた物の廃棄廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示され

本文 10 章「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」に放射性固体廃棄ていること。

物を適切に処理処分するため，放射能レベル及び性状別に区分管理し，必要に応じて除なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間は、当該施設

染・減容処理等を行い，放射性廃棄物の発生量を合理的に可能な限り低減するとともに，固の放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されていること。

体廃棄物の廃棄設備を維持管理することを記載。

また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じることが示されていること。

①放射性気体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉の運転中にお本文 10 章「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」に放射性気体及びける取扱いと同様に措置されること。

液体廃棄物の種類・性状等に応じて「原子炉設置許可申請書」の記載の方法に従って処理②放射性液体廃棄物の廃棄することを記載。

原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の運転中における取扱いと同様に措置されること。

③放射性固体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性物質による

本文 5 章「廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体」の方法」及び 10

汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理及び保管等の各段階の取扱い

章「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」において,放射性廃棄物の処において、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止できるよう措置された設理装置の追加設備においては,廃止措置基本方針の中で事故防止対策はもとより,被ばく低備等が用いられること。

減対策,拡散防止対策を講じるために,遮へい機能,漏えい防止機能等を備えたものとするこ

また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、それらを適切にとを記載している。ただし,液体廃棄物の廃棄設備及び固体廃棄物の廃棄設備の解体撤去

廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

工事においては,必要に応じて放射性廃棄物処理装置を導入し,処理することとしている。
なお,放射性固体廃棄物の貯蔵量が，固体廃棄物貯蔵庫及び保管区域の貯蔵容量を超えないよう解体撤去，処理，貯蔵，運搬，廃棄等を行うことを記載。

6

317

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 11 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 11 号

十一 廃止措置の工程（７）廃止措置の工程
原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原子炉の機能

本文 6 章「廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」及び本文 7 章「廃止措停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。こ

置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設の位置,構造及び設備並びにその性能,そのような廃止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従の性能を維持すべき期間」において,廃止措置期間中に性能を維持すべき原子炉施設に対事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な原子炉施設を適切にし，維持すべき期間,所要の性能及び必要な機能を維持管理することを記載

維持管理しつつ作業が実施されること。

こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解本文 11 章「廃止措置の工程」に表 11-1 廃止措置工程を記載。

体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、その概要が説明されていること。

注）上記（１）から（７）までにおいて,工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている
場合においては,複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認められている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
①解体する原子炉の附属施設について
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において,対象原子炉の附属施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には,その附属施設の取扱いが示されていること。
②核燃料物質の譲渡しの方法について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち,その一部の原子炉施設を廃止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として,工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合,当該施設の許認
可上,管理が可能な施設であること。
③放射性固体廃棄物の廃棄について
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち,その一部の原子炉施設を廃止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として,工場又は事業所内の廃止対象外の廃棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合,当該施設が許認可上,管理が可能な施設であること。

7

318

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 1 項第 12 号

研開炉規則

研開炉規則第 111 条第 1 項第 12 号

十二 廃止措置に係る品質マネジメントシステム（８）廃止措置に係る品質マネジメントシステム
原子力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基準に関する規則（令和省略

２年原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ,設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また,構築された品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。
３．申請書に添付する書類の記載事項に対する審査基準
試験炉規則

研開炉規則第 111 条第 2 項第 1 号

第 16 条の 6 第 2 項 前項の申請書には,次の各（試験研究用等原子炉施設は対象外）

号に掲げる書類又は図面を添付しなければなら（１）既に使用済燃料を発電用原子炉の炉心から取り出していることを明らかにする資料ない。

（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること,空白の炉心配置図等で燃料が炉添付書類 1 に「既に燃料体が炉心等から取り出していることを明らかにする資料」に記載。

心に装荷されていないことが明らかになっていること。
研開炉規則
第 111 条第 2 項 前項の申請書には,次に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に燃料体が炉心等から取り出されていることを明らかにする資料

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 1 号

一 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃研開炉規則第 111 条第 2 項第 2 号止措置に係る工事作業区域図（２）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

添付書類 2「廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図」に

研開炉規則（例）敷地図の中で,廃止措置に係る部分（建屋,施設等）が明らかになっていること。

記載。

二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

8

319

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 2 号

二 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する

研開炉規則第 111 条第 2 項第 3 号

説明書（３）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

研開炉規則

原子炉施設の廃止措置においては,公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関するは低減の観点から,廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放射性気体廃棄物,放説明書

射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に,確実に廃棄が行われること,また,廃止措置期間中の平常時における周辺公衆への影響を確認する。
１）廃止措置期間中の放射線管理
廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,管理区域は,空放射線管理の基本的考え方,具体的方法（一般事項,管理区域,保全区域及び周辺監視区域

間線量率,空気中及び水中の放射性物質の濃度並びに表面汚染密度のレベルに応じて区の設定若しくは解除,放射線業務従事者の放射線防護並びに放射性廃棄物の放出管理）が分し,それぞれの区域に応じた適切な放射線管理を行うこと,管理区域の設定及び解除に係示されていること。

る空間線量率,空気中及び水中の放射性物質の濃度並びに表面汚染密度の基準は,関係法

また,廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去,放射性廃棄物の廃棄に係る以下規に基づき行うことを記載。

のような安全対策が示されていること。
①核燃料物質による汚染の拡散防止策
核燃料物質による汚染の拡散防止のため,必要に応じて汚染拡大防止囲い,局所フィルタ

本文 5 章において,解体撤去工事等により発生する気体状の放射性物質に対しては，既設を使用する等の措置が講じられること。また,放射性気体廃棄物について,施設内の給排気の建屋，構築物及び換気設備により施設外への拡散防止機能を維持するとともに，この機系の機能が維持されること。

能が損なわれないように解体撤去等の工事方法を計画する。また,放射能レベルの比較的高い汚染物を取り扱う工事を行う場合は，工事に伴う放射性粉じん等の粒子状放射性物質の飛散を考慮して，汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風機を設置する等により施設内の汚染拡散防止を図ることを記載。

②被ばく低減対策
核燃料物質による汚染の除去に当たって,必要に応じて遮蔽体の設置,呼吸保護具の着用
等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じられること。

本文 5 章において,内部被ばく低減のため,放射性粉じん等の粒子状放射性物質の発生を抑制する工法を採用するとともに,汚染レベルの高い区域で工事を行う場合においては,汚染拡大防止囲い,局所フィルタ,局所排風機,マスク等の防護具を用いることを記載。

２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量
廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について,適切な分類により発生量が評価されていること。

添付書類 5「核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書」において,新型転換炉原型炉施設の特徴を考慮して残存する放射性物質の核種組成，放射能量及び施設内の分布評価を基に,放射性固体廃棄物等の発生量を放射能レベル別に区分して推定。

9

320

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価
原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量,放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線
による周辺公衆の線量が適切に評価されていること。
①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因する周辺公

添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,平常時の線量衆の被ばく線量評価に関し,適切な気象観測方法,観測値の統計処理方法及び大気拡散の計算に用いる相対濃度(χ/Q)及び相対線量(D/Q)は，「原子炉設置許可申請書 添付書類

解析方法（以下「気象条件」という。）により,大気中における放射性物質の拡散状態が示さ９」に記載している新型転換炉原型炉施設の敷地における１年間の気象観測値（標高 13ｍ

れていること。

及び 148ｍで観測した昭和 53 年 3 月から昭和 54 年 2 月までの 1 年間のデータ）を使用

この適切な気象条件としては,「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和

して，「気象指針」に基づく方法で評価。

５７年１月２８日原子力安全委員会決定,平成１３年３月２９日一部改訂。以下「気象指針」という。）に,大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法,
観測値の統計処理方法及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており,審査に当たっては,これを参考とする。
なお,気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても,十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

②放射性物質の放出量の算出
平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については,解体作業に伴い空気中に添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,放出放射性物

飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし,汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業質の発生源の計算に当たっては，「原子炉設置許可申請書添付書類９」に記載のとおり，等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため,排気系フィルタ等放射性物質除去装置,一時的「評価指針」に基づく放射性希ガス及び放射性よう素のほか，重水の放射化により発生するに設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。

トリチウムについて着目することはもとより，解体撤去工事等に伴い放出するトリチウム以外

なお,炉型の特質や施設の状況に応じ,核種ごとの被ばく寄与を考慮したうえで,評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。

の放射性物質を新たに追加して評価。環境に放出される放射性物質の年間放出量の評価
は，局所フィルタ等の放射性物質除去装置の機能を適切に設定。

③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに,適切な添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,被ばく線量評価

パラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し,上記①の気象条件及び②の放出量を用いて,に当たっては，原子力安全委員会指針である「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標

周辺監視区域外の評価地点における,放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価値に関する指針」及び「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」並されていること。

びに原子炉安全基準専門部会報告書である「発電用軽水型原子炉施設の安全審査におけここで,「Ⅲ．審査の執務要領 １．基本的考え方」に示したとおり,廃止措置計画についてる一般公衆の線量評価について」に準拠し，「原子炉設置許可申請書 添付書類９」におい

は,施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が,原子力規制委員会の定めるて評価されている放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物による被ばく線量評価方法を

周辺監視区域外の線量限度を超えないよう講じられるものであること。さらに,原子炉設置者

基本とし，解体撤去工事に伴い発生する放射性物質による被ばく線量及び廃止措置期間中

10

321

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

及び旧原子炉設置者等においては,原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成でに予定している使用済イオン交換樹脂の減容及び無機化・安定化処理作業に伴う被ばく線

きる限り低く保つための努力が払われていること。

量等を考慮して評価。

（2020/4/1 施行）

このような観点からの評価の方法としては,原子力安全委員会の「発電用軽水型原子炉施
設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日原子力委員会決定,平成１３
年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下「線量評価指針」という。）,旧原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承,平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）が示されており,審査に当たってはこれらを参考とする。
なお,線量評価指針では,「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があっても,十分な根拠があれば,その使用は認められるものである」としていることに留意する。

④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカイシャイン線量

添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,廃止措置期間の評価廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物に起因する直線中に発生する放射性固体廃棄物は，第 1 固体廃棄物貯蔵庫及び第 2 固体廃棄物貯蔵庫

線量とスカイシャイン線量について被ばく線量が評価されていること。

に貯蔵容量を超えることなく貯蔵保管されるため，貯蔵容量分の放射性固体廃棄物がこれこの場合において,廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物のら固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管された場合において，年間の直接線量及びスカイシャイン

保管量が適切に設定されていること。また,保管廃棄施設の遮蔽設計,評価地点までの距離線量を評価。

が適切に考慮されていること。

16 方位のうち海側方位を除く 12 方位の周辺監視区域境界上の着目地点について評価するとともに，周辺監視区域境界外において人の居住する可能性のある地点も評価。

４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し,廃止措置に添付書類 3「廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書」において,放射線業務従事者の被ばく評価は,COSMARD による人工数を想定し,施設の解体撤去工事に伴う総被ばおける作業方法,被ばく低減対策の妥当性を検討していること。

く線量を算出している。なお,ALARA の基本的考え方に基づき,合理的に達成可能な限り放射線被ばくを低減できるよう,適切な解体撤去方法・手順及び核燃料物質による汚染の除去方
法・手順を策定して実施することを記載。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 3 号

三 廃止措置中の過失,機械又は装置の故障,地研開炉規則第 111 条第 2 項第 4 号

震,火災等があつた場合に発生することが想定さ（４）廃止措置中の過失,機械又は装置の故障,地震,火災等があった場合に発生すると想定される事故の種類,程度,影響等に関する説明書れる事故の種類,程度,影響等に関する説明書

研開炉規則

廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当たっては四 廃止措置中の過失,機械又は装置の故障,地廃止措置期間中の平常時における一般公衆への影響はもとより,廃止措置の工事上の過失

震,火災等があった場合に発生することが想定さ等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類,程度,影響等を確認すれる事故の種類,程度,影響等に関する説明書

る。

11

322

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
１）想定すべき事故
核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで,放射性物質の放出量が最大となる事故が想

添付書類 4「廃止措置中の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類，程度，影響等に関する説明書」において,想定すべき事

定されていること。

故として,使用済燃料を保有していることから,使用済燃料破損事故,放射能レベルが比較的高い原子炉領域の水中解体における汚染拡大防止囲いの局所フィルタ破損事故,重水を保有していることから重水搬出のための重水抜出し作業中の重水漏えい事故について記載。

２）事故時における周辺公衆の線量評価①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被添付書類 4「廃止措置中の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類，程度，影響等に関する説明書」において,平常時被ばく評

ばく線量評価に関し,適切な気象条件が示されていること。
この適切な気象条件としては,気象指針に示された大気中における放射性物質の拡散状価と同様に「原子炉設置許可申請書 添付書類９」に記載している新型転換炉原型炉施設態を推定するために必要な気象観測方法,観測値の統計処理方法及び想定事故時の大気の敷地における１年間の気象観測値（標高 13ｍ及び 148ｍで観測した昭和 53 年 3 月から

拡散の解析方法があり,審査に当たっては,これを参考とする。

昭和 54 年 2 月までの 1 年間のデータ）を使用して，「気象指針」に示された方法に従って

なお,気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があって求めた相対線量(D/Q)を用いて評価。

も,十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

②放射性物質の放出量
放射性物質の放出量は,炉型の特質や施設の状況に応じ,核種ごとの被ばくへの寄与を考添付書類 4「廃止措置中の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類，程度，影響等に関する説明書」において,新型転換炉原慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。

型炉施設であることから,留意すべき放射性物質として,原子炉領域の水中解体における汚染拡大防止囲いの局所フィルタ破損事故においては,アンチモン-125,重水抜出し作業中の重水漏えい事故ではトリチウムについて考慮。

③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに,適切な添付書類 4「廃止措置中の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生パラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し,上記①の気象条件及び②の放出量を用いて,することが想定される事故の種類，程度，影響等に関する説明書」において,原子力安全委

敷地外の評価地点における,放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されてい員会指針である「原子炉施設の解体に係る安全確保の基本的考え方」に記載のとおり，想ること。

定する起因事象から放射性物質の放出量が最大である事故を想定し，原子力安全委員会

線量評価の方法としては,上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の指針類を審査に当指針である「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の拡散式を用いて，放射性たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子物質の放出量を算出した上で，放出放射性物質に起因する実効線量を評価する。

炉施設の事故の種類,程度,影響等が周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクを確認する際

被ばく線量評価に当たっては，原子力安全委員会指針である「発電用軽水型原子炉施設のの考え方としては,「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成

安全評価に関する審査指針」及び「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する３年７月１８日原子力安全委員会決定,平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）解評価指針」並びに原子炉安全基準専門部会報告書である「発電用軽水型原子炉施設の安

12

323

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

説における事故評価において示された考え方を参考とする。

全審査における一般公衆の線量評価について」に準拠し，廃止措置期間の最大事故を想定（2020/4/1 施行）

当該指針では,事故評価に対しては「周辺の公衆に対し,著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが,当該指針解説では,この基準についして評価する。「原子炉設置許可申請書 添付書類１０」に記載されている評価を適用する
場合には，ICRP1990 年勧告取入れに伴うパラメータ等の変更を考慮し，再評価。

ては,『「著しい放射線被ばくのリスク」を,事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断するものである。』とし,『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば,公衆の被ばくに対する年
実効線量限度として,１ｍＳｖを勧告しているが,特殊な状況においては,５年間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ,単一年にこれよりも高い実効線量が許されることもありうるとなっている。これは平常時の放射線被ばくについての考え方であるが,これを発生頻度が小さい「事故」の場合にも適用することとし,周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍＳｖを超えなければ「リスク」は小さいと判断する。』としている。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 4 号

四 核燃料物質による汚染の分布とその評価方

研開炉規則第 111 条第 2 項第 5 号

法に関する説明書（５）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存する放射性物

添付書類 5「核燃料物質による汚染の分布とその評価に関する説明書」において,施設内の五 核燃料物質による汚染の分布とその評価方

質（放射化放射性物質,汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄

残存放射性物質については，原子炉運転中の中性子照射により炉心部等の構造材が放射法に関する説明書

物）の種類,数量及び分布が,原子炉の運転履歴等を基にした計算結果,測定結果等により,化して生成される放射化汚染物質及び冷却材中等の腐食生成物等が炉心部で放射化さ適切に評価されていること。

れ，施設の機器・配管等の内面に付着して残存する二次汚染物質に区分し，核種組成，放研開炉規則

射能量及び分布について評価。
試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 5 号

五 性能維持施設及びその性能並びにその性能

研開炉規則第 111 条第 2 項第 6 号を維持すべき期間に関する説明書（６）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

研開炉規則

性能維持施設の各設備等の維持管理,その他の安全対策について,性能を維持すべき期

六 性能維持施設及びその性能並びにその性能間にわたって以下の措置を講ずることが示されていること。

を維持すべき期間に関する説明書

１）建屋(家)・構築物等の維持管理
放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等については,これらの系添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそ統及び機器を撤去するまでの間,放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及びの性能を維持すべき期間に関する説明書」において, 放射性物質を内包する系統及び機器

放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理すること。

を収納する建屋及び構築物については，これらの系統及び機器が撤去されるまでの間，放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及び放射線遮へい体としての機能及びその性能並びに拡散防止機能を維持管理する。特に，建屋の一部の壁においては，圧縮強度が設計基準強度を下回るデータが得られていることを考慮して，廃止措置期間中においても各建屋の巡視及び点検等を継続実施していくことを記載。

２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理
新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては,所要の性能を添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそ

13

324

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設備を維持管理すること。

の性能を維持すべき期間に関する説明書」において, 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施（2020/4/1 施行）

また,使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な設備を維持管設については，使用済燃料搬出完了まで，使用済燃料の未臨界維持，貯蔵，遮へい，浄化

理すること。

等の各機能及びその性能を維持管理することを記載。

３）放射性廃棄物の廃棄施設については,適切に維持管理すること。

添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」において, 放射性廃棄物の廃棄施設について
は，気体廃棄物及び液体廃棄物を適切に処理・放出するため，放出低減等の各機能及びその性能を維持管理する。また，固体廃棄物を適切に処理及び貯蔵保管するため，貯蔵等の各機能及びその性能を維持管理することを記載。

４）放射線管理施設の維持管理
原子炉施設内外の放射線監視,環境への放射性物質の放出管理及び管理区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理に係る設備については,適切に維持管理すること。

添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」において, 射線管理施設については，原子炉施
設内外の放射線監視，環境への放射性物質の放出管理及び管理区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理のために，放射線監視，測定等の各機能及びその性能を維持管理することを記載。

５）解体中に必要なその他の施設の維持管理①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合,放射線業務従事者の被添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴い放射性粉じんが発生すの性能を維持すべき期間に関する説明書」において, 換気設備については，①使用済燃料

る可能性のある区域で原子炉施設外への放出の防止及び他区域への移行の防止のための貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理，②放射線業務従事者の被ばく低減，③解体撤去工に必要な場合は,換気設備を適切に維持管理すること。

事に伴い放射性粉じんが発生する場合において，建屋内の空気浄化，放出低減，拡散防止の各機能及びその性能を維持管理することを記載。

②商用電源が喪失した際,解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合には,適切な容量

添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその電源設備を確保し,これを適切に維持管理すること。

の性能を維持すべき期間に関する説明書」において,電源設備については，解体中の原子炉
施設の安全確保上必要な場合，適切な容量を確保し，それぞれの設備に要求される機能及びその性能を維持管理することを記載。

③その他の安全確保上必要な設備（照明設備,補機冷却設備等）については,適切な機能が添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそ確保されるよう維持管理すること。

の性能を維持すべき期間に関する説明書」において,その他の安全確保上必要な設備（消火設備等）については，それぞれの設備に要求される機能及びその性能を維持管理する。
燃料移送機を除く燃料移送装置については，燃料等の取扱対象物の交換プールから使用済燃料貯蔵プールへの移送が完了したため，供用終了とした。また，重水の抜出しが完了し

14

325

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
た重水貯槽及び劣化重水貯槽についても，供用終了とした。
６）検査・校正
性能維持施設の各設備,機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置等について添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそは,安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持できるよう適切な頻度で検査・の性能を維持すべき期間に関する説明書」

校正を行うこと。

3. 検査・校正
性能維持施設に対する検査・校正については，「保安規定」に管理の方法を定め，実施する。

７）その他の安全対策
原子炉施設の廃止措置期間中においては,保安のために以下のような措置を講じることが示されていること。
①管理区域は,放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分し,保安のための添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそ措置を講ずるとともに,放射線業務従事者の不必要な被ばくを防止するため,これらの区域にの性能を維持すべき期間に関する説明書」

対する立入りを制限する措置を講ずること。

4.その他の安全対策
4.1 管理区域の区分,立入制限及び保安のために必要な措置
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設，放射性廃棄物の廃棄施設等の場所であって，その場所における外部放射線に係る線量，空気中の放射性物質の濃度（空気又は水のうち自然に含まれている放射性物質を除く。）若しくは放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が法令に定める管理区域設定の基準値を超えるか又は超えるおそれがある場合は，対象区域を管理区域として設定する。廃止措置工事の進捗に伴い，設定した管理区域が法令に定める基準値を超えず，汚染のおそれがないことを確認した場合は，管理区域の設定を解除する。また，管理区域以外の区域における線量当量率等が一時的に法令に定める基準値を超えるか又は超えるおそれがある場合は，対象区域を一時管理区域として設定する。また,設定した管理区域及び一時管理区域は，放射線業務従事者等の不必要な被ばくを防止するため，これらの区域に対する立入りを制限する措置として，壁，柵等の区画物によって区画するほか，標識を設けることによって明らかに他の場所と区別し，かつ，放射線等の危険性の程度に応じて人の立入制限，鍵の管理等の措置を講じる。これら
管理区域の区分，立入制限及び保安のために必要な措置については，原子炉運転中と同様に，「保安規定」に定め，実施する。

②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認するため,解添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそ体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放の性能を維持すべき期間に関する説明書」

射線モニタリングを適確に行うこと。

4.2 原子炉施設かわの放出管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放射線

15

326

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）
モニタリング
主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒から大気中に放出する排ガス中の放射性物質濃度は，「原子炉設置許可申請書 添付書類９」に記載のとおり，各々に設置した主排気筒モニタ
及び廃棄物処理建屋排気筒モニタにより連続監視し，復水器冷却水放水路から海洋へ放出する排水中の放射性物質濃度は，放水槽モニタにより連続監視する。また，モニタリング
ポストにより，周辺監視区域境界付近における空気吸収線量率を連続監視する。
また,主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒から大気中に放出する排ガス中の放射性物質
濃度は，サンプリング装置により定期的に採取し，その濃度を測定するとともに評価し，法令に定める周辺監視区域の外における濃度限度を超えないように管理する。
放射性液体廃棄物を復水器冷却水放水路から海洋へ放出する場合には，放出する前に放射性液体廃棄物の性状に応じて区分している各サンプルタンク等から試料を採取して，その濃度を測定するとともに評価し，法令に定める周辺監視区域の外側の境界における濃度限度を超えないように管理する。
これら廃止措置期間中の原子炉施設からの放出管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放射線モニタリングについては，原子炉運転中と同様に，「保安規定」に定め，実施する。

③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法な接近等

添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにそを防止する措置を講ずること。

の性能を維持すべき期間に関する説明書」
4.3 原子炉施設への第三者の不法な接近を防止する措置
原子炉施設への第三者の不法な接近を防止するため，境界に柵又は標識を設ける等の方法によって原子炉施設への第三者の不法な接近等を防止する措置を講じる。

④放射線障害防止の観点から,火災の防護設備については適切に維持管理すること。
また,可燃性物質が保管される場所にあっては,火災が生ずることのないよう適切な防護措置を講じること。

添付書類 6「廃措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」
4.4 火災の防護設備の維持管理○発電用原子炉施設においては,性能維持施設に係る維持管理方法が示されていること。
また,性能維持施設の維持すべき性能が「保安規定」等に基づき,消火器,自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行う。

・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委
員会規則第６号）第二章及び第三章
又は・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章

16

327

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）（2020/4/1 施行）の規定によらない場合は,その根拠を具体的に記載すること。

○試験研究用等原子炉施設の廃止措置は,一般的に,試験研究用等原子炉からの核燃料の撤去等の試験研究用等原子炉の機能停止,系統の隔離や密閉,試験研究用等原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。このような廃止措置期間中,試験研究用
等原子炉施設の解体撤去に当たっては,公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制
又は低減の観点から,保安のために必要な試験研究用等原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実施される必要がある。こうしたことに鑑み,廃止措置の全体計画として,廃止措置の着手時期,維持管理期間,解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために,必要に応じて廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに,廃止措置の全体計画の概要が説明されていること。
また,試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質の評価については,試験研究用等
原子炉の機能停止時又は試験研究用等原子炉施設の解体撤去時に試験研究用等原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質,汚染放射性物質及び試験研究用等原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類,数量及び分布が,試験研究用等原子炉の運転履歴等を基にした計算結果,測定結果等により,適切に評価されていること。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 6 号

六 廃止措置に要する費用の見積り及びその資

研開炉規則第 111 条第 2 項第 7 号

金の調達計画に関する説明書（７）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

研開炉規則①廃止措置に要する費用

七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資

原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。

添付書類 7「廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書」において,新型転換炉原型炉の廃止措置に要する費用見積総額を記載。

金の調達計画に関する説明書②資金調達計画
実用発電用原子炉については,発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され,それ添付書類 7「廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書」にを含めた費用の調達方法が明示されていること。

おいて,特別会計運営費交付金（電源開発促進対策特別会計・電源利用勘定運営費交付金）及び特別会計施設整備費補助金（電源開発促進対策特別会計・電源利用勘定施設整備費補助金）により充当する計画と記載。

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 7 号

七 廃止措置の実施体制に関する説明書

研開炉規則第 111 条第 2 項第 8 号

研開炉規則（８）廃止措置の実施体制に関する説明書

八 廃止措置の実施体制に関する説明書

１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定める以下の事
項が定められていること。

17

328

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）①廃止措置に係る組織添付書類 7「廃止措置の実施体制に関する説明書」において,新型転換炉原型炉施設の廃②廃止措置に係る各職位の職務内容

止措置の実施体制については，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法

２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり,その監督を行う者を律」第 43 条の 3 の 24 第 1 項及び「研究開発段階にある発電の用に供する原子炉の設置，選任する際の基本方針が定められていること。

運転等に関する規則」第 87 条第 3 項に基づき，「新型転換炉原型炉施設 原子炉施設保安（2020/4/1 施行）

なお,廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。）としては,表１記載の者から選任していることが望ましい。

規定」において，保安管理体制を定め，廃止措置の業務に係る各職位とその職務内容を記載し，それぞれの役割分担を明確にするとともに，保安管理上重要な事項の審査をするた

また,法第４３条の３の２６は,発電用原子炉の運転に関し保安の監督を行う者として発電めの委員会の設置及び審査事項を規定する。定期事業者検査においては，保安活動の重用原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが,廃止措置計画認可の際には実用炉要度に応じて，中立性及び信頼性が損なわれないよう検査する要員の独立性を確保する。

規則第１１６条第２項第１号及び開発炉規則第１１１条第２項第１号において使用済燃料をまた，廃止措置における保安の監督を行う者の任命に関する事項及びその職務を明確に

発電用原子炉の炉心から取り出していることが確認されており,発電用原子炉が運転されな

し，その者に各職位の業務を総括的に監督させるものと記載。

いことから,法第４３条の３の２６の発電用原子炉主任技術者の選任義務は課されないこととなる。（試験研究用等原子炉においても同様とする。）

表１ 廃止措置主任者の選任要件
廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者ロ 法在する場合

第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）

廃止措置対象施設

以下のいずれかに該当する者に核燃料物質が存イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者

在しない場合ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者

試験炉規則

試験炉規則第 16 条の 6 第 2 項第 8 号

八 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに

研開炉規則第 111 条第 2 項第 9 号

関する説明書（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

研開炉規則

この項目には以下の記載が明示されていること。

18

329

資料_1
令和 2 年 10 月 1 日
日本原子力研究開発機構
試験炉規則

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準

新型転換炉原型炉施設廃止措置計画 改定案

研開炉規則（2020/4/1 改訂）（下線部：変更箇所）

九 廃止措置に係る品質マネジメントシステムに①原子炉施設保安規定において,事業者の代表者をトップマネジメントとする品質マネジメン

添付書類 9「廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書」

関する説明書トシステムを定めること。

（2020/4/1 施行）

廃止措置期間中における品質マネジメント活動は，「１２ 廃止措置に係る品質マネジメン②廃止措置に関する保安活動の計画,実施,評価及び改善の一連のプロセスを明確にし,これトシステム」を踏まえ，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」第 43 条らを効果的に運用することにより,原子力安全の達成・維持・向上を図ることが明示されていの 3 の 22 第 1 項並びに「研究開発段階にある発電の用に供する原子炉の設置，運転等にること。

関する規則」第 64 条及び第 87 条第 3 項に基づき，「新型転換炉原型炉施設 原子炉施設③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の設備の保守等の保安規定」（以下「保安規定」という。）において，理事長をトップマネジメントとする品質マネ

廃止措置に係る業務が行われることが明示されていること。

ジメント計画を定め，保安規定及び新型転換炉原型炉ふげん及び高速増殖原型炉もんじゅ
品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画，実施，評価及び改善の一連のプロセスを明確にし，これらを効果的に運用することにより，原子力安全の達成・維持・向上を図る。
また，廃止措置期間中における品質マネジメント活動は，廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
「６ 廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設」に示す性能維持施設及びその他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は，この品質マネジメント計画の下で実施する。

19330