保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との比較表（法第 57 条第 2 項第 1 項関連）
【D 情報】
公益財団法人核物質管理センター
六ヶ所保障措置センター 安全管理課
保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

六ヶ所保障措置センター核燃料物質使用施設保安規定

令和

年

月

公益財団法人核物質管理センター

1

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
第１章
総 則

第１条

～

第２条

変更なし

（関係法令及び規定の遵守）
第３条 公益財団法人核物質管理センターの役員、職員、任期付職員、参事、専門契約職員
及び契約職員は、保障措置分析所において核燃料物質等の使用等の業務及びその品質マ
ネジメント活動を行う場合は関係法令及びこの規定を遵守する。
２ 理事長は、この規定に基づく保安活動を実施するに当たり、関係法令及び保安規定の遵守の意識の向上のための活動を実施させる。
３ 六ヶ所保障措置センター所長（以下「所長」という。）は、保障措置分析所を共同利用する国際原子力機関との取り決めにより、その職員に関係法令及びこの規定を遵守させなければならない。なお、この規定において第１項及び本項の者を「職員等」という。
４ 所長は、設備の一部を共用する日本原燃との取り決めにより、保障措置分析所及び共用設備における保安活動を行う同社職員及び同社の請負事業者職員に関係法令及びこの規定を遵守させなければならない。
５ 所長は、前項以外の者に保障措置分析所において業務を行わせる場合は、契約等により関係法令及びこの規定を遵守させなければならない。なお、この規定において前項及び本項の者を「協力会社員等」という。

（品質マネジメントシステム）
第４条 保安活動のための品質マネジメント活動を実施するに当たり、以下のとおりに品質
マネジメントシステムを構築する。
（略）
１．２ 定義第４条における用語の定義は、次に掲げるもののほか品質管理基準規則に基づき別途定める「ＲＳＣ保安品質マニュアル」に定めて運用するものとする。
（１）「保安に係る組織」とは、第５条に定める六ヶ所センターの品質マネジメントシ
ステムに基づく使用施設等の保安に係る各組織の総称をいう。
（２）「職員」とは、保障措置分析所において核燃料物質等の使用等の業務及びその品
質マネジメント活動を行う六ヶ所センターの役員、職員、任期付職員、参事、専門
契約職員及び契約職員をいう。

該当なし

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

１０－１－２ 定義
品質管理に関する事項における用語の定義は、次に掲げるもののほか品質管理基準規則に従うものとする。
（１）「保安に係る組織」とは、六ヶ所センターの品質マネジメントシステムに基づく使用
施設等の保安に係る各組織の総称をいう。

（３）「管理者」とは、六ヶ所センターにおける保安業務及び品質マネジメント活動の管理監督する所長、保安防護管理室長（以下、「室長」という。）、検査分析部長（以下、「部長」という。）、六ヶ所分析課長（以下、「分析課長」という。）、安全管理課
2

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
長、設備課長及び管理課長をいう（第６条第６号から第９号に掲げる課長は以下、「各課長」という。）。
（略）

第３章

保安管理組織

（保安に関する組織）
第５条 保障措置分析所の保安活動及びその品質マネジメント活動に関する組織は、次の各号に掲げる職位、委員会で構成し、その組織図は、別図第１に掲げるとおりとする。
（１） 理事長（２） 所長（３） 品質マネジメントシステム管理責任者（４） 核燃料取扱主務者（５） 室長（６） 部長（７） 分析課長
（８） 安全管理課長（９） 設備課長（１０） 管理課長（１１） 安全委員会

3

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

備考

１２－３ 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
理六ヶ所保障措置センター

事

所

組織図

長

六ヶ所保障措置分析所の保安に関する組織図を図－1 に示す。

長

公益財団法人核物質管理センター 理事長
品質マネジメントシステム管理責任者

核燃料取扱主務者

六ヶ所保障措置センター 所長

内部監査組織*安全委員会
保安防護管理室長

品質マネジメントシ
ステム管理責任者
核燃料取扱主務者

検査分析部長

安全委員会
管理課長

設備課長

安全管理課長六ヶ所分析課長

六ヶ所検査部
分析課

＊１

安全管理課

監査時に随時設置する組織
図－1 保安に関する組織図

別図第１

保安活動及び品質マネジメント活動に関する組織（第５条）

4

管理課

・後日、保安
規定と同様
変更を申請
予定

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

備考

（職 務）
１２－３ 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
第６条 前条の組織に定める各職位の職務は次のとおりとする。
組織図（１）理事長は、核燃料物質等の使用等に係る保安活動及び品質マネジメント活動を総六ヶ所保障措置分析所の保安に関する組織図を図－1 に示す。
理する。
（２）所長は、六ヶ所保障措置センターにおける保安活動及び品質マネジメント活動を総括する。
公益財団法人核物質管理センター 理事長（３）品質マネジメントシステム管理責任者は、理事長の命を受けて、六ヶ所保障措置センターの品質マネジメントシステムを管理する。
（４）室長は、六ヶ所保障措置センターの保安に係る品質管理を行う。
六ヶ所保障措置センター 所長（５）部長は、分析課長を指揮し、分析課長が所管する保安活動を統括するとともに、これらに係る品質マネジメント活動を行う。
（６）分析課長は、使用施設、貯蔵施設、廃棄施設の設備（放射線管理設備及び通信連絡設備を除く）を用いた核燃料物質の使用、保管及び運搬に係る保安活動を行うとともに、これらに係る品質マネジメント活動を行う。
（７）安全管理課長は、放射線管理、保安教育・訓練及び放射線管理設備に係る保安活動を行うとともに、これらに係る品質マネジメント活動を行う。
（８）設備課長は使用施設、貯蔵施設、廃棄施設の設備及び共用設備（放射線管理設備
及び通信連絡設備を除く）の管理並びに核燃料物質によって汚染された物の廃棄及び運搬に係る保安活動を行うとともに、これらに係る品質マネジメント活動を行う。
（９）管理課長は、外部機関への通報連絡、通信連絡設備に係る保安活動及び他の課長が所管しない保安活動を行うとともに、これらに係る品質マネジメント活動を行う。

品質マネジメントシ
ステム管理責任者
核燃料取扱主務者
安全委員会

六ヶ所検査部
分析課

安全管理課

図－1 保安に関する組織図

第７条

～第１０条

変更なし

5

管理課

・後日、保安
規定と同様
変更を申請
予定

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
第４章
保安教育

第１１条

～

第１４条

変更なし

第５章

使用施設等の操作（人員の確保）１２－３ 核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書
第１５条 所長は、核燃料物質等の使用等に際して必要な人員を確保する。
本施設を運営している公益財団法人核物質管理センター六ヶ所保障措置センターは、本施
２ 設備課長は、分析セル、グローブボックス及びフードについては、その操作に必 設における核燃料物質の使用を 10 年以上実施している。本施設における核燃料物質の取扱要な知識及び技能を有すると認めた者に当該設備を操作させる。ただし、教育・訓 経験を持つ技術者の人数及び経験年数を表－1 に示す。なお、経験年数には、他施設での核練及び点検のために操作させる場合であって、操作に必要な知識を有すると認めた 燃料物質の取扱経験年数を含む。また、有資格者数を表－2 に示す。
者の監督の下で操作させる場合はこの限りでない。
表－1 技術者の人数及び経験年数
３ 設備課長は、あらかじめ定めた基準によりグローブボックス等作業従事者の指定
を行う。
経験年数
技術者数
４ 安全管理課長は、放射線管理設備（サーベイメータは除く）については、その操作
5 年未満
3に必要な知識及び技能を有すると認めた者に当該設備を操作させる。ただし、教育・
5 年以上 10 年未満
7
訓練及び点検のために操作させる場合であって、操作に必要な知識を有すると認め
10 年以上 20 年未満
17た者の監督の下で操作させる場合はこの限りでない。
20 年以上18５ 安全管理課長は、あらかじめ定めた基準により放射線管理員の指定を行う。
表－2 有資格者数
名称
有資格者数

第１６条

～

第２０条

変更なし

6

第 1 種放射線取扱主任者

9

第 2 種放射線取扱主任者

4

危険物取扱者（甲種）7危険物取扱者（乙種 4 類）

8

危険物取扱者（乙種 6 類）

1

X 線作業主任者

10

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）（負圧等の維持）１２－１．使用施設等の位置、構造及び設備の基準に対する適合性に関する説明書
第２１条 分析課長は、別表第７に掲げる設備等の負圧等の通常操作条件の下、核燃料物質 【閉じ込めの機能について】等を使用する。
分析セル及びグローブボックス内で使用する核燃料物質
２ 設備課長は、別表第７に掲げる通常操作条件を逸脱した場合は、分析課長に核燃料は、多くは液体（溶液）状であるが、核燃料物質の漏えい
物質等の使用を停止させ、原因の調査及び通常操作条件への復旧等の必要な措置を講防止のため、負圧が-50Pa に達した際に警報を発報させ、じる。分析課長は、核燃料物質の取扱いを停止し、核燃料物質等の使用、保管状況の分析セル及びグローブボックスの内部の圧力が室内圧に把握に努め、設備課が行う原因の調査及び通常操作条件への復旧等に協力する。ただ対し正圧となることを防止する。
し、設備等の検査、修理、復旧、改造等の作業を行う場合、及び日本原燃と共用する分
また、通常の分析セル及びグローブボックスの操作は、上（1）負圧の維持
析建屋換気設備が保守又は商用電源喪失等により停止した場合であって汚染の拡大防記-50Pa に対して十分な裕度がある負圧で行う。ただし、止措置を含む計画をあらかじめ作成し、安全管理課長の確認及び核燃料取扱主務者の負圧が深すぎるとマニプレータやトングのブーツ及びグ
同意並びに所長の承認を受けているときは、この限りではない。
ローブに対する大きな引き込み圧となり、操作に支障が生
３ 各課長は、前項ただし書きの適用除外を行う場合には、その旨を関係者に周知する。
じる可能性があることから、過去の他施設の検討結果 1)を参考に通常の操作においては-250Pa～-400Pa という操作
条件を設定する。

（警報装置の管理）
７．使用施設の位置、構造及び設備
第２２条 警報装置の作動条件は別表第８に掲げるとおりとする。
２ 設備課長は、別表第８に掲げる警報が吹鳴した場合は、第２４条第２項から第６項に従って措置を講じる。
別表第８

警報装置の作動条件（第２２条）
備

負圧低警報

温度警報

表７－２ 分析セルの仕様
取扱室
保障措置第１分析室

Ｈ.Ｃ１

－５０Pa

６０℃

設備番号

Ｈ.Ｃ２

同

上

同

上

（略）

Ｈ.Ｃ３

同

上

同

上

警報装置

Ｈ.Ｃ４

同

上

同

上

Ｈ.Ｃ５

同

上

―

Ｇ.ＢＭ１

同

上

―

Ｇ.ＢＭ２

同

上

―

Ｇ.ＢＭ３

同

上

６０℃

取扱室

保障措置第１分析室

グ ロ ー ブ ボ ッ ク Ｇ.ＢＭ４
ス
Ｇ.ＢＭ５

同

上

同上

設備番号

G.BM1、G.BM2、G.BM3、G.BM4、G.BM5

同

上

―

（略）

Ｇ.ＢＬ１

同

上

―

警報装置

Ｇ.ＢＬ２

同

上

６０℃

Ｇ.ＢＬ３

同

上

同上

設

分析セル

H.C1、H.C2、H.C3、H.C4、H.C5
インナーボックス内温度上昇警報（H.C1～H.C4：警報設定値 60℃）
インナーボックス内負圧警報（H.C1～H.C5：警報設定値-50Pa）（略）
表７－３ 中放射性グローブボックスの仕様

グローブボックス内温度上昇警報（G.BM3、G.BM4：警報設定値 60℃）
グローブボックス内負圧警報（G.BM1～G.BM5：警報設定値-50Pa）

（略）
7

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

表７－４ 低放射性グローブボックスの仕様
保障措置第２分析室
取扱室

Ｇ.ＢＬ４

同

上

同上

Ｇ.ＢＬ５

同

上

―

Ｇ.Ｂ１ｍ１

同

上

６０℃

設備番号

Ｇ.Ｂ２ｍ１

同

上

―

（略）

Ｇ.Ｂ３ｍ１

同

上

―

警報装置

Ｇ.Ｂ１ｍ２

同上

６０℃

Ｇ.Ｂ２ｍ２

同

上―

Ｇ.Ｂ３ｍ２

同上―

G.BL1、G.BL2、G.BL3、G.BL4、G.BL5
グローブボックス内温度上昇警報（G.BL2、G.BL3、G.BL4：警報設定値 60℃）
グローブボックス内負圧警報（G.BL1～G.BL5：警報設定値-50Pa）（略）
表７－５ 質量分析用グローブボックスの仕様
取扱室

保障措置第３分析室

設備番号

G.B1m1、G.B2m1、G.B3m1

G.B1m2、G.B2m2、G.B3m2
（略）
警報装置

（略）

第２３条

変更なし

（異常時の措置）第２４条 保障措置分析所に異常（おそれがある場合を含む）を発見した者は、直ちに別途 該当なし
定める通報系統に従い通報する。
２ 設備課長は、前項の通報を受けた場合は、直ちに異常状態の把握に努め、必要と判断したときには分析課長に核燃料物質の取扱いを停止させ、異常状態の解消又は拡大防止のための応急措置を講じる。なお、当該事象が火災或いは、六ヶ所村震度４以上の地震の場合には、各課長と連携して、鎮火後又は地震後、使用施設・設備の損傷の有無を確認する。また、設備課長は、異常が共用設備に起因すると思われる場合は、直ちに日本原燃に連絡する。
３ 安全管理課長は、放射線状況の把握に努め、設備課が行う異常状態の解消又は拡大防止のための応急措置に協力する。
４ 分析課長は、核燃料物質の取扱いを停止し、核燃料物質等の使用、保管状況の把握に努め、設備課が行う異常状態の解消又は拡大防止のための応急措置に協力する。
8

グローブボックス内温度上昇警報（G.B1m1、G.B1m2：警報設定値 60℃）
グローブボックス内負圧警報（G.B1m1～G.B3m1、G.B1m2～G.B3m2：警報設定値-50Pa）

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
５ 設備課長は、安全管理課長及び分析課長の協力を得て異常の原因を調査し、使用施設の保安のために必要な措置を講じるとともに、その結果を所長及び核燃料取扱主務者に報告する。
６ 所長は、異常の状況に応じて必要と判断した場合は、管理課長に外部関係機関へ通
報させる。

第６章

第２５条

第６章

放射線管理

第２５条

変更なし

（立入制限区域に係る措置）
第２６条 所長は、管理区域のうち別表第９の２に掲げる線量率等の基準に該当する場所が 該当なし
生じたとき、もしくは生じるおそれがある場合は、標識の掲示、柵、施錠等により他の場所と区分して、人の立入りを制限させる。ただし、第３２条に基づき実施する作業においては、その作業計画に定めた放射線防護上の措置を講じる。
２ 所長は、前項の区域（以下「立入制限区域」という。）に人を立ち入らせる場合は、
あらかじめ安全管理課長と協議して、放射線防護上必要な措置を講じる。
３ 所長は、立入制限区域を設定し又は解除する場合は、あらかじめ安全管理課長、分析課長及び設備課長と協議し、核燃料取扱主務者の同意を得る。
別表第９の２区

立入制限区域の設定基準（第２６条）
分基

準外部放射線に係る線量線量率が25μSv／hを超える区域

空気中の放射性物質濃度

線量告示第6条（放射線業務従事者に係る濃度限度）第１項第3号に定める濃度を超える区域

表面密度

線量告示に定める表面密度限度を超える区域① α線を放出する放射性物質について
4Bq/cm2を超える区域② α線を放出しない放射性物質について
40Bq/cm2を超える区域

その他

上記に掲げるほか、六ヶ所検査部長が汚染拡大防止又は被ばく制限をするために必要があると認めた場合

9

変更なし

放射線管理

備考

保安規定
第２７条

～

第３１条

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
変更なし（放射性廃棄物でない廃棄物の管理）
該当なし
第３１条の２ 安全管理課長は、「放射性廃棄物でない廃棄物」を判断する場合、次に定める事項を確認する。
（１）「放射性廃棄物でない廃棄物」の判断をしようとする対象物の範囲は、第２５条に定める管理区域に設置された金属、コンクリート類、ガラスくず、廃油、プラス
チック等（以下本条において「資材等」という。）及び当該区域内において使用された工具類等（以下本条において「物品」という。）とする。
（２）「放射性廃棄物でない廃棄物」の判断方法等は、以下のとおりとする。
① 汚染のおそれのない区域において設置された資材等については、適切な汚染防止対策が行われていることを確認した上で、適切に管理された使用履歴、設
置状況の記録等により汚染がないことを判断する。
② 汚染のおそれのある区域において設置された資材等については、適切な汚染防止対策が行われていることを確認した上で、適切に管理された使用履歴、設
置状況の記録等により汚染がないことを判断する。なお、汚染された資材等について、汚染部位の特定・分離を行った場合には、残った汚染されていない部
位は「放射性廃棄物でない廃棄物」とすることができる。また、信頼性を高める観点から、適切な測定方法により念のための放射線測定評価を行い、測定結果が理論検出限界曲線の検出限界値未満であることを確認する。
③ 汚染のおそれのない区域で使用された物品については、適切に管理された使用履歴の記録等により汚染がないことを判断する。
④ 汚染のおそれのある区域で使用された物品については、適切な汚染防止対策が行われていることを確認した上で適切に管理された使用履歴の記録等により汚染がないことを判断する。また、信頼性を高める観点から、適切な測定方法により念のための放射線測定評価を行い、測定結果が理論検出限界曲線の検出限界値未満であることを確認する。
２ 各課長は、「放射性廃棄物でない廃棄物」と判断されたものについては、管理区域から搬出するまでの間、核燃料物質等により汚染されたものとの混在防止措置を講じる等、所要の管理を行う。

10

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）（作業に伴う放射線管理）
該当なし
第３２条 各課長は、管理区域内で別に定める線量等の基準を超える作業を行う場合は、作業による線量及び作業区域の放射線状況に応じた作業方法等に関する放射線作業計画を立案し、放射線防護上の措置について安全管理課長の確認（安全管理課長が作成した場合を除く。）を得る。
２ 前項の計画を立案した課長は、その計画について設備課長の確認（設備課長が作成した場合を除く。分析課長が作成した場合に限り部長も確認する。）、核燃料取扱主務者の同意を受け、所長の承認を得た後に作業を実施する。
３ 安全管理課長は、作業の実施に伴う放射線防護措置の状況を確認し、放射線防護上の必要がある場合は、作業を実施する課長に指導・助言を行う。
４ 第２項の作業を実施した課長は、作業終了後、作業による線量その他について、設備課長及び安全管理課長（それぞれ自ら実施した場合を除く。）、部長（分析課長が作成した場合に限る。）並びに核燃料取扱主務者及び所長に報告する。

（床、壁等の除染）該当なし
第３３条 各課長は、別表第１０（２）に掲げる値を超える予期しない汚染を床、壁等に発生させ又は発見した場合は、汚染拡大防止等の応急措置を講じるとともに、安全管理課長に連絡する。
２ 安全管理課長は、前項の汚染の状況を確認し、汚染箇所に係る作業を所管する課長に連絡するとともに、汚染の除去、汚染の拡大防止措置等、放射線防護上の指導・助言を行う。
３ 前項の指導･助言を受けた課長は、汚染の除去又は汚染の拡大防止措置等、放射線防護上の措置を講じ、措置結果について安全管理課長の確認を受ける。
４ 安全管理課長は、第２項及び第３項の確認の内容について、所長に報告する。

第３４条

変更なし

11

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
第７章
放射線測定

７．使用施設の位置、構造及び設備（外部放射線に係る線量率等の測定）
第３５条 安全管理課長は、別表第１１に掲げるところにより管理区域内における線量率等 表７－７ 放射線管理設備の一覧
を測定する。
設備名称
機器名称
２ 安全管理課長は、別表第１２に掲げるところにより周辺監視区域の境界付近におけ 作業環境モニ エリアモニタ
る線量率を測定する。
タリング設備 アルファ線ダストモニタ
３ 安全管理課長は、前二項の測定結果について核燃料取扱主務者に報告する。
４ 安全管理課長は、第１項及び第２項の測定の結果に異常を認めた場合は、分析課長
ベータ線ダストモニタ
及び設備課長へ連絡するとともにその原因を調査し、放射線防護上必要な措置を講じる。
５ 安全管理課長は、前項の調査の結果及び講じた措置について、所長及び核燃料取扱
ローカルダストサンプリ
主務者に報告する。
ング装置
別表第１１

放射線監視盤管理区域内における線量率等の測定（第３５条）

測 定 項 目

測定場所

線量当量率

頻

度

遮蔽物の側壁毎日作業中１回

エリアの代表点

週１回

測定方法
＊

エリアモニタ又は
サーベイメータ

数量

備考

区分

1 式 ガンマ線及び中性子線の線量率の監視用
1 式 管理区域内空気中のアルファ放射性物質
濃度の監視用1 式 管理区域内空気中のベータ放射性物質濃度の監視用
1 式 管理区域各所の放射性塵埃をエアスニフ
ァを用いてサンプリングする装置
1 式 エリアモニタ、アルファダストモニタ、
ベータダストモニタ等の集中監視用

排気モニタリ 排気ダストモニタ
ング設備

1 式 本施設外へ排出する空気中の放射性物質
濃度の連続監視用

放射線測定器

ハンドフットモニタ

1 式 管理区域退域時の手、足及び衣服の汚染検査用

管 理 区域 内 の汚 染
空気中の放射性物質濃度 の 可 能性 の ある 場
所

週１回

室内ダストモ二タ
又はエアスニファ

個人被ばく管理用線量計

1 式 ポケット線量計、警報付線量計等の個人の外部被ばく線量測定用

表面密度

週１回

スミヤ法又はダイレクト法サーベイメータ

1 式 線量率、表面密度等の測定用

放射能測定装置

1 式 放射線管理用試料の放射能測定用＊

エリアの代表点

核燃料物質を取り扱わない日は除く。

別表第１２

周辺監視区域境界付近における線量率の測定（第３５条）

測 定 項 目

測定場所

線量当量率（γ線）

周辺監視区域境界付近
の代表点

第３６条

～

第３７条

頻

度

毎日１回

測定方法
モニタリングポスト
又は
サーベイメータ

変更なし

12

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
第８章
施設管理

該当なし
（施設管理）
第３８条 所長は、使用施設等の安全確保及び性能維持のため、六ヶ所保障措置分析所の施設管理方針を策定する。
２ 各課長は、第１項の施設管理方針を受け、達成度が判定可能な施設管理目標を定める。なお、所管する設備・機器のうち、施設管理の重要度が高いものについて、定量的な施設管理目標を設定するものとする。
３ 各課長は、前項の施設管理目標を設定したときは、部長（分析課長に限る。）及び核燃料取扱主務者の確認並びに所長の承認を得る。
４ 各課長は、前項の施設管理目標を達成するため、次の事項を定めた使用施設等の実施に関する計画（以下、「施設管理実施計画」という。）を策定し、部長（分析課長に限る。）及び核燃料取扱主務者の確認並びに所長の承認を得る。なお、使用施設等の操作を相当期間行わない場合その他使用施設等がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該使用施設等の状態に応じて、特別な措置を講じることを計画すること。
（１）施設管理実施計画の始期及び期間に関すること（２）使用施設等の設計及び工事に関すること（３）使用施設等の巡視に関すること（４）使用施設等の点検、検査等の方法、実施頻度及び時期に関すること（５）使用施設等の工事及び点検等を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること（６）使用施設等の設計、工事、巡視及び点検、検査等の結果の確認及び評価の方法に関すること（７）（６）の確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。）
に関すること（８）使用施設等の施設管理に関する記録に関すること５ 各課長は、施設管理実施計画に基づき施設管理を実施する。
該当なし（施設の巡視点検）第３８条の２ 設備課長は、核燃料物質等の使用前及び使用後に第３８条に定める施設管理
実施計画に基づき別表第１５の２に掲げる巡視点検を行う。
２ 設備課長は、前項の巡視点検において異常を認めた場合は第２４条第２項に従って必要な措置を講じるとともに通報を行う。なお、その後の対応は、第２４条第３項から第６項に従って行う。

13

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
別表第１５の２設

備

巡視点検（第３８条の２）

等分析セル
グローブボックス
建屋換気
液体廃棄設備（略）
第３８条の３

備考

点検項目
外観
負圧計指示
温度計指示
大気－Ｇ区域差圧
Ｇ区域－Ｙ区域差圧
外観
貯留容器水位
施錠確認

変更なし

７．使用施設の位置、構造及び設備（定期的な点検）第３８条の４ 設備課長及び安全管理課長は、第３８条に定める施設管理実施計画に基づき
別表第１５の３に定める定期的な点検を年１回以上行う。
２ 設備課長は、前項の点検の結果に異常を認めた場合は、修理等の措置を講ずる。
３ 安全管理課長が行う第１項の点検の結果に基づく措置は第３７条第２項及び第３項による。
別表第１５の３設

備

定期的な点検（第３８条の４）

等

点検項目

分析セル・グローブボックス
負圧警報装置温度警報装置

警報作動

フード

流入風速

液体廃棄設備

系統確認

建屋換気

差圧確認

実施担当

表７－７ 放射線管理設備の一覧
設備名称

機器名称

作業環境モニ エリアモニタ
タリング設備 アルファ線ダストモニタ

設備課長

ベータ線ダストモニタ

数量区分

1 式 ガンマ線及び中性子線の線量率の監視用
1 式 管理区域内空気中のアルファ放射性物質
濃度の監視用1 式 管理区域内空気中のベータ放射性物質濃度の監視用

ローカルダストサンプリ 1 式 管理区域各所の放射性塵埃をエアスニフ
ング装置
ァを用いてサンプリングする装置
放射線監視盤

1 式 エリアモニタ、アルファダストモニタ、
ベータダストモニタ等の集中監視用

排気モニタリ 排気ダストモニタ
ング設備

1 式 本施設外へ排出する空気中の放射性物質
濃度の連続監視用

放射線測定器1 式 管理区域退域時の手、足及び衣服の汚染
検査用

14

ハンドフットモニタ

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
放射線管理設備
排気ダストモニタ
α線ダストモニタ
β線ダストモニタ
γ線エリアモニタ
中性子線エリアモニタ
ハンドフットクロスモニタ
エアスニファ
放射能測定装置
サーベイメータ

校正
安全管理課長警報作動※

備考

個人被ばく管理用線量計

1 式 ポケット線量計、警報付線量計等の個人の外部被ばく線量測定用

サーベイメータ

1 式 線量率、表面密度等の測定用

放射能測定装置

1 式 放射線管理用試料の放射能測定用

表７－８ 警報設備の一覧
項目

警報の種類

警報作動条件検出端設置場所

放射線警報 エ リ ア モ ニ 分析室のガンマ線又 保障措置第１分析室
タ警報
は中性子線の線量率 保障措置第２分析室
が設定値を超えたと 保障措置第３分析室※エアスニファ、放射能測定装置及びサーベイメータを除く。

設備警報

火災警報

15

アルファ線
ダストモニ
タ警報
ベータ線ダ
ストモニタ
警報
排気ダスト
モニタ警報
グローブボ
ックス内温
度上昇警報

管理区域内空気中のアルファ放射性物質
濃度が設定値を超え
管理区域内空気中のベータ放射性物質濃度が設定値を超えた
排気中の放射性物質
濃度が設定値を超え
分析セル及びグロー
ブボックス内温度が設定値を超えたとき

グローブボ
ックス負圧
警報
火災警報

発報場所
検出端設置場所
保健物理室

保障措置第１分析室
保障措置第２分析室保障措置第３分析室
保障措置第１分析室

検出端設置場所
保健物理室

作業室

保健物理室

分析セル
グローブボックス

検出端設置場所
保健物理室

分析セル及びグロー 分析セル
ブボックス内負圧が グローブボックス
設定値を超えたと
施設内で火災を検知 施設内各所
したとき。

検出端設置場所
保健物理室

検出端設置場所
保健物理室

施設内各所

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
該当なし（修理等の計画）第３９条 各課長は、保障措置分析所の施設又は設備若しくは機器（以下、「施設等」という。）の修理、改造及びに新設並びに更新（以下、「修理等」という。）を行う場合であって、これが保障措置分析所の保安に影響すると認めた場合は、あらかじめ計画を作成し、部長（分析課長に限る。）の確認及び核燃料取扱主務者の同意並びに所長の承認を得る。
２ 各課長は、前項の計画を作成する場合は、許認可手続きの必要の有無及び使用前検査の必要の有無を確認する。
３ 所長は、使用前検査が必要と判断した場合、検査責任者及び検査員を指名し、使用前検査を実施させる。なお、検査責任者及び検査員は対象となる施設等の修理等の実施者以外の者とする。
４ 検査責任者は、使用前検査を実施するにあたり、検査の時期、対象、方法その他必要な事項を定めた検査実施要領書を作成する。なお、検査の方法は次に掲げる方法で行う。
（１）構造、強度及び漏えいを確認するために十分な方法（２）機能及び性能を確認するために十分な方法（３）その他使用施設等が法第五十五条の二第二項各号のいずれにも適合していることを確認するために十分な方法
５ 各課長は、検査責任者の求めに応じ、第４項の検査要領書の作成に必要な情報を提供する。
６ 各課長は、第１項の計画による修理等並びに前項の使用前検査を終えたときは、その記録について部長（分析課長に限る。）及び核燃料取扱主務者の確認を得て、所長に
報告する。

第４０条

～

第４０条の２

変更なし

第９章

核燃料物質等の受渡し、貯蔵、運搬

該当なし（核燃料物質の受渡し管理）
第４１条 分析課長は、核燃料物質を再処理施設から受け入れ又は同工場へ払い出す場合は、あらかじめ受渡し計画を作成し、部長の確認及び核燃料取扱主務者の同意並びに所長の承認を得る。この計画を変更する場合も同様とする。
２ 分析課長は、前項の計画により核燃料物質を受け入れ又は払い出すときは、これに係わる設備の健全性を確認するとともに、受入れの際には取扱量を超えないことを確認する。また、払出しの場合であって、運搬容器に封入して管理区域から搬出する際は、当該容器の健全性を確認するとともに、第３１条による安全管理課長の表面密度
16

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

備考等の確認を受ける。
３ 分析課長は、第 1 項の計画による受入れ及び払出しが終了したときは、その結果を部長、核燃料取扱主務者及び所長に報告する。

（核燃料物質の貯蔵）５．予定使用期間及び年間予定使用量
第４２条 分析課長は、核物質保管室において別表第６に掲げる年間予定使用量及び別表第核燃料物質の種類
予定使用期間１６に示す貯蔵量を超えて核燃料物質を貯蔵してはならない。
２ 分析課長は、核物質保管室の目につきやすい場所に、貯蔵上の注意事項を掲示する。
３ 安全管理課長は、核燃料物質を搬出入する場合及び施設の巡視点検等を行う場合を
劣化ウラン
除き、核物質保管室に施錠するなど立入制限の措置を講じる。
天然ウラン
別表第６
年間予定使用量（第２０条）
濃縮ウラン
５％未満
自 許可日
年 間 予 定 使 用 量
５％以上２０％未満
至 廃止措置を終了す
種
類
最大存在量
延べ取扱量
２０％以上９５％未満
るまでの期間（ ）内は 235Ｕ量（ ）内は 235Ｕ量
プルトニウム（非密封）（１）劣化ウラン
プルトニウム（密封）（２）天然ウランウラン２３３（３）濃縮ウラン
濃縮度 5％未満
濃縮度 5％以上 20％未満
濃縮度 20％以上 95％未満（４）プルトニウム（非密封）貯蔵設備 個数の名称
貯蔵棚（略）の最大貯蔵量（第４２条）

貯蔵量

プルトニウム

延べ取扱量( )内は 235U 量（略）

８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
８－３ 貯蔵施設の設備（６）ウラン２３３

核燃料物質の種類

最大存在量( )内は 235U 量（略）（５）プルトニウム（密封）

別表第１６年間予定使用量

ウラン‐233

ウラン‐235

（略）

17

2基

最大収納量

内容物の物
理・化学的
性状

仕様

ウラン 235：（略） 硝酸乾固物、 貯蔵棚は 鋼製で 施錠 できる構 造とウラン 233：（略） 硫酸乾固物、 し、床に固定する。
プルトニウム：（略） 酸化物粉末、 核燃料物質は、ふた付きのガラス、テ
溶 液 及 び 金 フロン又はポリエチレン製のビンも属
しくはアンプルに封入し、漏えいが無いようそれぞれをビニールバッグ
で密封したものを金属製のふた付き容器に封入した上で、貯蔵棚に保管
する。

保安規定
（黒字太字下線部：変更箇所）（周辺監視区域内に係る運搬）該当なし
第４３条 分析課長は、周辺監視区域内において核燃料物質を運搬（周辺監視区域外からの搬入及び周辺監視区域外への搬出は除く。）する場合は、あらかじめ部長及び核燃料取扱主務者の同意並びに所長の承認を得る。
２ 分析課長は、前項の運搬に当たっては、標識の取付け等法令等に定める措置を講じる。
３ 分析課長は、第１項の運搬が終了したときは、部長、核燃料取扱主務者及び所長に報告する。
４ 設備課長は、周辺監視区域内において核燃料物質に汚染された物（放射性固体廃棄物）を運搬する場合は、あらかじめ核燃料取扱主務者の同意及び所長の承認を得る。
５ 設備課長は、前項の運搬に当たっては、標識の取付け等法令等に定める措置を講じる。
６ 設備課長は、第４項の運搬が終了したときは、核燃料取扱主務者及び所長に報告する。

核燃料物質使用変更許可申請書（周辺監視区域外に係る運搬）該当なし
第４４条 部長は、周辺監視区域外へ核燃料物質を運搬する場合及び周辺監視区域外から搬入する場合は、運搬計画書を作成し、あらかじめ核燃料取扱主務者の同意及び所長の承認を得る。
２ 部長は、前項の運搬に当たっては、標識の取付け等法令等に定める措置を講じる。
３ 部長は、第 1 項の運搬が終了したときは、所長及び核燃料取扱主務者に報告する。

第１０章

放射性廃棄物の管理（放射性気体廃棄物の管理）
９．核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄施設の位置、構造及び設備
第４５条 設備課長は、保障措置分析所で発生する放射性気体廃棄物（以下「気体廃棄物」 ９－１ 気体廃棄施設という。）を再処理施設の主排気筒への系統に排気する。なお、保障措置分析所から分
９－１－１ 気体廃棄施設の位置
析建屋換気設備に気体廃棄物を排気する場合は、核原料物質又は核燃料物質の製錬の気 体 廃 棄 施 設 の 本施設から発生する気体廃棄物は分析セル、グローブボックス、フ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（以下、「線量告示」といード、保障措置第１分析室等からの排気であり、これらの排気は再位置う。）に定められた周辺監視区域の境界における空気中の濃度限度を超えないように排処理工場と共用の分析建屋換気設備によって行われる。
気する。
本施設の分析セル及びグローブボックスの排気は、分析セル及びグ
２ 安全管理課長は、排気ダストモニタ等により気体廃棄物中の放射性物質を排気系統
ローブボックスの排気ダクトに設置した高性能粒子フィルタによごとに監視し、警報が吹鳴した場合は直ちに第２４条第１項に従い通報するものとし、り排気中の放射性物質をろ過する。本施設からの排気中の放射性物
その後の対応は第２４条第２項から第６項に従って行う。なお、排気ダストモニタの質濃度の監視は系統ごとに設けられた排気ダストモニタにより行警報装置の作動条件は別表第１７による。
い、分析建屋換気設備において排気中の放射性物質濃度を核原料物
３ 安全管理課長は、分析建屋換気設備における排気中の放射性物質濃度を排気ダスト
質又は核燃料物質の精錬の事業に関する規則等の規定に基づく線
モニタにより監視するとともに、排気ダストろ紙を回収・評価し、別表第１８に掲げる量限度等を定める告示（平成 27 年 8 月 31 日号外原子力規制委員
管理目標値を超えていないことを確認する。なお、管理目標値を超えた場合又は超え会告示第 8 号）で定められている周辺監視区域外の空気中の濃度
るおそれのある場合は、直ちに第２４条第１項に従い通報するものとし、その後の対
18

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
応は第２４条第２項から第６項に従って行う。
４ 安全管理課長は、前項の評価結果を核燃料取扱主務者に報告する。

別表第１７

限度以下にして、再処理工場の主排気筒への系統へ排出される。なお、分析建屋換気設備の六ヶ所保障措置分析所と再処理工場との施設境界は、排気ダクトの六ヶ所保障措置分析所側における第１接続部（図９－２に示す取り合い点）である。
分析建屋換気設備は、再処理工場分析建屋内にある。分析建屋換気設備の設置場所を図９－１に、分析建屋換気設備の系統の概略を図９－２に示す。

排気ダストモニタの警報作動条件（第４５条）

機器番号

EX801

全α

3×10-9 Bq/cm3

全β

―

EX802

EX803

EX804

3×10-9 Bq/cm3 1×10-8 Bq/cm3―

8×10-7 Bq/cm3――注）警報作動条件は、取扱核種のうち線量告示に定められた濃度限度（３か月平均）が最も厳しい値を用い、１週間平均として警報を設定する。また、監視対象の放射性核種を使用しない系統については警報を設定しない。

備考

７．使用施設の位置、構造及び設備
表７－７ 放射線管理設備の一覧
機器名称

設備名称

数量

区分

（略）
別表第１８

排気中の放射性物質の管理目標値（第４５条）

分析建屋換気設備における排気中の放射性物質濃度（３か月の平均）α線を放出する放射性物質

3×10-9 Ｂｑ／㎝３

α線を放出しない放射性物質

8×10-7 Ｂｑ／㎝３

注）核種不明又は複数核種の存在比不明の場合を考慮して線量告示に定められた限度のうち取扱核種の中で最も厳しい値（α：239Pu、非α：90Sr）で管理する。

排気モニタリ 排気ダストモニタ
ング設備

1 式 本施設外へ排出する空気中の放射性物質
濃度の連続監視用（略）

表７－８ 警報設備の一覧
項目

警報の種類

警報作動条件検出端設置場所

放射線警報 エ リ ア モ ニ 分析室のガンマ線又 保障措置第１分析室
タ警報
は中性子線の線量率 保障措置第２分析室
が設定値を超えたと 保障措置第３分析室
アルファ線
ダストモニ
タ警報
ベータ線ダ
ストモニタ
警報
排気ダスト
モニタ警報

19

管理区域内空気中の 保障措置第１分析室
アルファ放射性物質 保障措置第２分析室
濃度が設定値を超え 保障措置第３分析室
管理区域内空気中の 保障措置第１分析室
ベータ放射性物質濃度が設定値を超えた
排気中の放射性物質 作業室
濃度が設定値を超え（略）

発報場所
検出端設置場所
保健物理室
検出端設置場所
保健物理室
検出端設置場所
保健物理室
保健物理室

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

備考（放射性液体廃棄物の管理）
９－２ 液体廃棄施設
第４６条 設備課長は、保障措置分析所で発生した放射性液体廃棄物（以下「液体廃棄物」 ９－２－１ 液体廃棄施設の位置という。）を貯留容器に一時貯留し、その放射性物質濃度が線量告示に定められた周辺
液体廃棄施設の位 液体廃棄施設は分析建屋の地下２階に位置する保障措置第１分析
監視区域外の排水中の濃度限度を超えていないことを確認した後、再処理施設へ排出室、地下１階に位置する保障措置気送設備電気盤室、作業室、第３サ置する。なお、設備課長は、液体廃棄物中の放射性物質濃度の評価を安全管理課長へ依ブチェンジングルーム、保健物理室及び地上１階に位置する保障措頼する。
置第２分析室、保障措置第３分析室、分析機器保管保修室である。各２ 安全管理課長は、液体廃棄物中の放射性物質濃度を評価し、設備課長に報告する。
３ 設備課長は、前項の測定結果及び液体廃棄物の排出の状況を核燃料取扱主務者に報室の位置を図９－３～図９－５に示す。分析用試料の分析により、本告する。
施設から極低レベル廃液およびインアクティブ廃液が発生する。こ４ 設備課長は、別表第１９に掲げる管理目標値を超えている場合は、希釈する等の措
れらの廃棄物は上記各室で貯留容器に一時貯留してその放射能濃度
置により管理目標値以下にする。なお、液体廃棄物中の放射性物質濃度が管理目標値を測定し、それが核原料物質又は核燃料物質の精錬の事業に関するを超え、希釈等によっても管理目標値以下にすることが困難な場合の保管については、
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
その保管場所及び保管方法を定め、核燃料取扱主務者の同意及び所長の承認を得る。
日号外原子力規制委員会告示第 8 号）で定められている周辺監視区
域外の水中の濃度限度を下回っていることを確認した上で再処理工場へ排出する。液体廃棄設備の系統図を図９－６に示す。
これらの一時貯留廃液の放射能濃度が水中の濃度限度を上回った場
合は、希釈する等の措置を行う。
７．使用施設の位置、構造及び設備
表７－７ 放射線管理設備の一覧
設備名称

機器名称

数量

区分

（略）
放射線測定器（略）
放射能測定装置

1式

放射線管理用試料の放射能測定用

障害対策書
６．液体廃棄物の処理方法
本施設から発生する極低レベル廃液およびインアクティブ廃液は、本施設内の各廃液発生場
所において、直接廃液配管に流さず貯留容器に一時貯留してその放射能濃度を測定し、それが核原料物質又は核燃料物質の精錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成 27 年 8 月 31 日号外原子力規制委員会告示第 8 号）で定められている周辺監視
区域外の水中の濃度限度を下回っていることを確認した上で廃液配管に流し、再処理工場へ排出する。一時貯留廃液の濃度が限度を上回った場合は、希釈する等の措置を行い限度を下回るものとする。希釈等によっても限度を下回ることが困難な場合には、当該廃液は貯留容器に貯留した状態として排出せずに、本施設内の適切な場所に保管する。再処理工場に排出された後、極低レベル廃液は蒸発濃縮、油分除去処理を行った上で海洋放出管より環境へ放
20

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

出され、インアクティブ廃液は油分除去処理を行った上で同じく海洋放出管より環境へ放出されることとなる。なお、本施設からの極低レベル廃液及びインアクティブ廃液の年間発生
量は、それぞれ約 26m3 及び約 130m3 である。

（放射性固体廃棄物の管理）
９－３ 固体廃棄施設
第４７条 設備課長は、保障措置分析所で発生した放射性固体廃棄物（以下「固体廃棄物」 ９－３－１ 固体廃棄施設の位置という。）について、次に掲げる措置を講じなければならない。
固体廃棄施設の位 本施設から発生する固体廃棄物は、再処理工場の区分上、雑固体廃棄（１）固体廃棄物を、不燃性、難燃性、可燃性及び混在に区分する。
置
物に当たり、その発生量は年間約９ｍ３である。
（２）（１）で区分した固体廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により再処理施設へ払
固体廃棄物は、必要に応じて分析建屋より搬出する前に分析建屋地
い出す。
下２階に位置する保障措置保管室で仕分け、封入を行い、再処理工場①汚染拡大防止のため 20L ビン又は指定の容器（以下「20L ビン等」という。）もし
くはビニルバッグ等に梱包したうえで、防火のため保障措置保管室に設置したドに払い出す。保障措置保管室の位置を図９－７に示す。
ラム缶等に収納する。ドラム缶等は、収納した固体廃棄物が所定の量に達した後、封入して再処理施設へ払い出す。
９－３－２ 固体廃棄施設の構造②汚染拡大防止のため 20L ビン等に封入したうえで、防火のため金属製の運搬容器
固体廃棄施設の名称
構造
仕様（パディラック）に収納して再処理施設へ払い出す。
・天井高：約 3.5m
鉄筋コンクリート造（３）固体廃棄物をドラム缶等に収納することが困難な場合は、収納するまでの間、不 保障措置保管室
床：エポキシ系樹脂塗 ・床面積：約 7m2燃シートで覆う等の汚染拡大防止及び防火対策を行う。
装・一時保管量：2m3 以下（４）固体廃棄物の内容物、封入日その他の必要な事項を記録するとともに、ドラム缶
等にはこれと照合できる表示をする。
壁：塩化ビニル系塗装 ・大気圧より-120Pa～-140Pa の（５）固体廃棄物を払い出す場合は、日本原燃に当該固体廃棄物に関する記録の写しを天井：塩化ビニル系塗負圧にする。
交付する。
装・B クラスの地震力に耐えうる設２ 設備課長は、固体廃棄物の封入及び廃棄の結果について、核燃料取扱主務者に報告す計とする。
る。
・固体廃棄物はドラム缶等の容器
３ 固体廃棄物に異常を発見した者は、第２４条第１項に従い通報するものとし、そのに封入して一時保管する。
後の対応は第２４条第２項から第６項に従って行う。
９－３－３ 固体廃棄施設の設備
固体廃棄施設の設備

21

六ヶ所保障措置分析所から発生する固体廃棄物は必要に応じて保障措置保管室で仕分け、封入を行った後、再処理工場へ払い出す。
固体廃棄物はその発生場所に応じて 20L ビンや再処理工場指定の容器に梱包される。さらに、分析セル及び中放射性グローブボッ
クスから 20L ビンに封入されて出された固体廃棄物は、パディラ
ックという運搬容器を用いて運搬される。表９－１に 20L ビン及びパディラックの仕様を、図９－８に六ヶ所保障措置分析所における固体廃棄物のフローを示す。

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
第１１章
非常時の措置

第４８条

～

第５４条

変更なし

該当なし
（緊急作業における作業者の選任及び被ばく管理等）
第５４条の２ 所長は、保障措置分析所に災害が発生し又は発生するおそれのある場合、使用設備の操作に重大な支障を及ぼすおそれがある施設の損傷が生じた場合など緊急やむを得ない場合においては、放射線業務従事者（女子については、妊娠不能と診断された者及び妊娠の意思がない旨を書面で申し出た者。）を別表第２０に掲げる緊急作業に係る線量限度を超えない範囲において、緊急作業が必要と認められる期間、緊急作業に従事させることができる。
２ 所長は、前項の規定に関わらず、線量告示第７条第２項第１号、第２号及び第４号に示すいずれかの事象が発生した場合は、放射線業務従事者（女子については、妊娠不能と診断された者及び妊娠の意思がない旨を書面で申し出た者。）を別表第２０に掲げる緊急作業に係る線量限度を超えない範囲において、緊急作業が必要と認められる期間、緊急作業に従事させることができる。
３ 所長は、前二項の緊急作業に放射線業務従事者を従事させる場合、次の各号に掲げる全ての要件に該当する者を選任する。
（１）第４項に定める緊急作業に係る教育訓練を受けた上で緊急作業に従事する意思がある旨を理事長に書面で申し出た者。
（２）第２項の場合にあっては、原子力事業者防災業務計画に定める原子力防災管理者、副原子力防災管理者又は原子力防災要員の指定を受けた者。
４ 室長及び各課長は、第１項又は第２項の緊急作業に従事させる放射線業務従事者に対して、別表第２０の２に掲げる教育訓練を実施する。
５ 室長及び各課長は、前項の教育訓練の結果について安全管理課長の確認を受け、所長及び核燃料取扱主務者へ報告する。
６ 設備課長は、第１項又は第２項の緊急作業を行う必要がある場合は、部長、室長、分析課長、安全管理課長、管理課長及び核燃料取扱主務者と協議のうえ緊急作業計画を作成し、所長の承認を得る。ただし、人命の救助のために緊急を要する場合はこの限りでない。
７ 安全管理課長は、緊急作業に従事した放射線業務従事者に対し、緊急作業に係る外部被ばく線量及び内部被ばく線量の測定・評価（１ヶ月以内ごとに１回）を実施するとともに、緊急作業に従事した期間における被ばく線量が第１項又は第２項に定める線
量限度を超えていないことを確認する。
８ 安全管理課長は、前項の評価の結果を所長及び核燃料取扱主務者に報告するとともに、当該緊急作業に従事した者に通知する。
９ 管理課長は、緊急作業に従事した放射線業務従事者に対し、当該業務に配置替えの後１月以内ごとに１回、定期に、及び当該業務から他の業務に配置替えの際又は離職
22

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
する際、医師による健康診断を受診させる。
１０ 設備課長は、第６項のただし書の緊急作業を行った場合は、作業終了後速やかに、所長及び核燃料取扱主務者に報告する。

第５５条

第５７条

第６０条

～

第５６条

第５９条

変更なし

第１２章

記録及び報告第１３章

情報の共有と公開

～第６１条

変更なし

変更なし

附 則（令和４年 月 日）
（施行期日）
この規定は、原子力規制委員会の認可日以降、理事長が別に定める日から施行する。

該当なし

23

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

24

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）

①②

①

分析建屋

②

出入管理建屋備考

・JNFL 再処
理保安規定
と整合
（使用許可
は JNFL 事
業許可と整合であり、事
業許可の図
は新規制基
準の工事後
の予定図で
ある。）

別図第３ 周辺監視区域（第２８条）

25

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
別表第１

職員等に対する保安教育の実施方針（第１１条）
１２－３．核燃料物質の使用に必要な技術的能力に関する説明書

放射線業務従事者
保安教育項目内

容

実施時期

核燃料物質の使用等の業務に従事する者

関係法令及び保安規定の遵守に関すること（９０分以上）放射線業 務従事 者指定時又は配属時◎

法令改正時又は保安規定変更時◎

使用施設等の構造、性能及び操作に関すること（指定時は１２０
分以上、定期は６０分以上）

放射線業 務従事 者指定時又は配属時◎

使用変更許可時

◎

１回／年

◎

放射線管理に関す （略） 放射線業 務従事 者指ること（指定時は定時
１２０分以上、定
１回／年
期は６０分以上）
１回／年
核燃料物質の取扱いに関すること（６０分以上）
異常時・非常時に講ずべき処置に関すること（６０分以上）保安教育・訓練

（略）

（略）

◎
◎
―

放射線業 務従事 者指
定時

◎

１回／年

◎

放射線業 務従事 者指定時又は配属時◎

26

核燃料物質の使用に必要な技術的能力の維持向上のため、以下の教育・訓練を実施する。
① 六ヶ所保障措置分析所の保安に係る品質方針を定め、それを従業員に周知する。
② 保安教育及び訓練に係る年度計画を作成し、計画に沿って保安教育及び訓練を実施する。計画に当たっては、年１回以上実施することに留意するともに、関係法令が改正された際等にも保安教育が実施できるよう計画を策定する。
③ 必要な技術的能力の維持向上のため、資格取得に関する講習や試験に参加する。
④ 品質保証や安全等に関する内部教育を実施し、技術者の意識向
上を図る。

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
別表第２１
保安に関する記録(第５７条)（１）核燃料使用規則第２条の１１及び第２条の１２に定める記録
記

録

事

項

記録すべき場合

記録責任者

保存責任者

保存期間

１．使用施設等の施設
管理記録

10-2-5 記録の管理(1）保安に関する組織は、品質管理基準規則に規定する個別業務等要求事項 への適合及び品質マネジメントシステムの実効性を実証する記録を明確にするとともに、当該記録
を、読みやすく容易に内容を把握することができ、かつ、検索することができるように作成し、保安活動の重要度に応じてこれを管理する。

（略）
２．放射線管理記録（イ）保障措置分析所の放射線遮蔽物の側壁 毎日作業中１回
における線量当量率10．使用施設、貯蔵施設又は廃棄施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する事項

安全管理課 安 全 管 理 課
長
長

排気につい 排 気 に つ いては安全管 て は 安 全 管
５年間（ロ）放射性廃棄物の 排気又は排水の都
理課長
理課長
排気口又は排気監視設 度（連続して排気備及び排水口における 又は排水する場合
排水につい 排 水 に つ い
放射性物質の濃度は連続して）ては設備課 て は 設 備 課
長長(2）保安に係る組織は、(1）の記録の識別、保存、保護、検索及び廃棄に関し所 要の管理の方法を定めた手順書等を作成する。

（略）（リ）廃棄施設に廃棄した放射性廃棄物の種類、当該放射性廃棄物に含まれる放射性物質の数量、当該放射性廃棄物を容器に封入し、 廃棄の都度又は容器に固型化した
場合には、当該容器の数量及び比重並びにその廃棄の日時、場所及
び方法

設備課長

設備課長

核燃料使用規則第２条の１
１第７項に定める期間（ヌ）放射性廃棄物を容器に封入し、又は容 封入又は固型化の器に固型化した場合に 都度は、その方法
27

備考

保安規定

核燃料物質使用変更許可申請書（黒字太字下線部：変更箇所）
核燃料物質使用の変更の許可申請書
３．警報装置から発せ設備を所管 設 備 を 所 管に記載の警報設備
１年間られた警報の内容
する職位
する職位の警報吹鳴の都度※

４．保障措置分析所の事故記録（イ）事故の発生及び
その都度
復旧の時
（ロ）事故の状況及び事故に際して採った処 その都度置（ハ）事故の原因その都度（ニ）事故後の措置

その都度

所長

所長

核燃料使用規則第２条の１
１第７項に定
める期間

（略）

28

備考