国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表

第１編
第６編

総則
JRR-3 の管理

令和３年６月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表（JRR-3）

審査基準（関係のある箇所をで示す。）

変更後（変更箇所を下線部で示す。
）

使用規則第２条の12第１項第１号～２号（省略）

備考

本申請の範囲外使用規則第２条の12第１項第３号【原科研使用施設等保安規定第１編（総則）】
使用施設の操作を行う者の職務及び組織
第２章 保安管理体制
１．使用施設等に係る保安のために講ずべき措置に必要な組織及び各職位の職務内容が定められてい第１節 組織及び職務ること。
ここで、使用者については、加工事業者や再処理事業者のように、核燃料物質の取扱いに関して （職務）
保安の監督を行わせる責任者として、核燃料取扱主任者免状を有する者を選任する義務は課せられ
第７条 使用施設等の保安に関する各職位と職務は次のとおりとする。
ていない。
(1)～(30)（変更なし）
しかしながら、令第41条が、周辺監視区域外における一般公衆の放射線被ばくの観点から核燃料物質の数量及び組成を規定したものであることに鑑みれば、同条に定める核燃料物質の使用者にお(31) 研究炉技術課長は、施設管理者として、ＪＲＲ－３の本体施設のうち貯蔵施設（使用済燃料貯いては、自らの保安活動をより確実に遂行していくため、核燃料物質の取扱いに関して指導・助言
槽室及び使用済燃料貯蔵施設（北地区）に限る。
）の使用及び保守に関する業務を行う。
を行うに足りる知識及び経験等を有する者を保安の監督に関する責任者に選任すること並びにそ(32) ＪＲＲ－３管理課長は、施設管理者として、ＪＲＲ－３の本体施設（利用施設並びに貯蔵施設の職務及び責任範囲が保安規定に明記されていることが望ましい。これを踏まえ、以下の事項が明記されていること。
のうち使用済燃料貯槽室及び使用済燃料貯蔵施設（北地区）を除く。
）の使用、運転及び保守、核(1) 保安の監督に関する責任者の選任及び配置に関すること。
燃料管理者として、ＪＲＲ－３の核燃料物質の管理並びに区域管理者として、ＪＲＲ－３の管理
ここで、保安の監督に関する責任者は、組織の長（代表者、工場長又は事業所の長等）が、使区域に係る放射線管理に関する業務を行う。
用施設等の構造、核燃料物質の取扱いに関し相当の知識及び経験を有する者の中から選任すること及び当該責任者は、その職務の重要性から、工場又は事業所の長等に対し、意見具申できる立(33)～(41)（変更なし）
場に配置することが明記されていること。
２ この規定に定める保安活動及び品質マネジメント活動と前項に掲げる者との関連は、別表第３に(2) 保安の監督に関する責任者の職務に関すること。
示すとおりとし、各職位は、品質マネジメントの考えのもとに各自が所掌する保安活動の業務を実
ここで、職務については、以下の事項が明記されていること。
施する。
① 組織の長（代表者、工場長又は事業所の長等）に対し、意見具申等を行うこと。
② 使用施設等の使用又は管理に従事する者に対して、指導・助言を行うこと。
３ 同一の使用施設等が複数の施設管理統括者によって分担管理されている場合における当該施設の③ 保安教育の実施計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこ
保安管理のとりまとめは、特に定めのない限り、本体施設の施設管理統括者が行う。
と。
④ 各種マニュアルの制定、改廃に当たり、その内容について、精査、指導・助言を行うこと。 ４ 同一の使用施設等が複数の施設管理者によって使用又は運転をされている場合における使用又は⑤ 使用計画、保全計画等の保安上重要な計画の作成、改訂に当たり、その内容について、精査、 運転のとりまとめは、本体施設の施設管理者が行う。保守についてもこれを準用する。
指導・助言を行うこと。
⑥ 保安規定に係る記録の確認を行うこと。
⑦ 法令に基づく報告について、精査、指導・助言を行うこと。
(3) 保安の監督に関する責任者の意見等の尊重① 組織の長（代表者、工場長又は事業所の長等）は、保安の監督に関する責任者の意見具申等を尊重すること。
② 使用施設等の使用等又は管理に従事する者は、保安の監督に関する責任者の指導・助言を尊重すること。
(4) 保安の監督に関する責任者を補佐する組織
核燃料物質の使用等を行う工場又は事業所の組織規模、一工場又は事業所当たりに複数の使用施設等が存在する等の場合には、保安の監督に関する責任者の補佐組織を設けることが望ましい。この場合、補佐組織が他の職務を兼務するときには、当該組織による補佐業務が影響を受けないよう指揮命令系統が明記されていること。
(5) 保安の監督に関する責任者の代行者の選任及び配置
核燃料物質の使用等を行う工場又は事業所の組織規模、一工場又は事業所当たりに複数の使用施設等が存在する等の場合には、十分な保安監督業務を行う観点から、保安の監督に関する責任者の代行者をあらかじめ選任し、配置しておくことが望ましい。この場合、保安の監督に関する代行者の選任及び配置については、(1)と同様の事項が明記されていること。

1

施設管理者として管理する範囲の明
確化（許可変更において、新たに原子炉建家と実験利用棟を貯蔵施設としたた
め、既存の貯蔵施設との取り合いを明確にした。
）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表（JRR-3）
審査基準（関係のある箇所を使用規則第２条の12第１項第４号（省略）で示す。）

使用規則第２条の12第１項第５号
使用施設等の操作
１．核燃料物質の使用等に必要な従業員の確保について定められていること。
２．使用施設等の管理に係る組織内規程類を作成することが定められていること。
３．核燃料物質の臨界管理について定められていること。
４．従業員の引継時に実施すべき事項について定められていること。
５．核燃料物質等の使用前及び使用後に確認すべき取扱いに必要な事項について定められていること。
６．地震・火災等の発生時に講ずべき措置について定められていること。

変更後（変更箇所を下線部で示す。
）【原科研使用施設等保安規定第６編（ＪＲＲ－３の管理）】(使用上の制限)（別表第４及び別表第６の内容を変更）。

第７条 ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、実験施設管理者及び研究炉技術課長は、核燃料物
質の使用等を行うときは、別表第４、別表第５及び別表第６に掲げる使用上の制限値を超えないことを確認しなければならない。

使用規則第２条の12第１項第６～９号
使用規則第２条の12第１項第10号
核燃料物質の受払い、運搬、貯蔵等
１．工場又は事業所内における核燃料物質の運搬及び貯蔵に際して、臨界に達しない措置その他の保安のために講ずべき措置を講ずること、貯蔵施設における貯蔵の条件等が定められていること。
２．核燃料物質の工場又は事業所外への運搬に関する行為（工場又は事業所外での運搬中に関するものを除く。
）に関することが定められていること。なお、この事項は、第８号又は第11号における運搬に関する事項と併せて定められていてもよい。

備 考
本申請の範囲外

本申請の範囲外【原科研使用施設等保安規定第６編（ＪＲＲ－３の管理）】（定義）
第１条 この編において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
(1) 「照射施設」とは、別表第１に掲げるＪＲＲ－３の利用施設のうち、照射施設の項に掲げるものをいう。
(2) 「実験施設」とは、別表第１に掲げるＪＲＲ－３の利用施設のうち、実験施設の項に掲げるもの
及び実験運用エリア（別図２に示す。）をいう。

実験用試料の準備等(3) 「実験施設管理者」とは、第１編第８条第 1 項の規定により実験施設に分任施設管理者を置い を行うエリアを許可た場合における分任施設管理者をいう。

書に追加し、保安規定(使用上の制限)で定める範囲を明確

第７条 ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、実験施設管理者及び研究炉技術課長は、核燃料物にするため。

質の使用等を行うときは、別表第４、別表第５及び別表第６に掲げる使用上の制限値を超えないことを確認しなければならない。

2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表（JRR-3）
審査基準（関係のある箇所をで示す。）

変更後（変更箇所を下線部で示す。
）

備

考実験運用エリアの明確化のため図の追加

別図２ 実験運用エリアについて3

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表（JRR-3）
審査基準（関係のある箇所をで示す。）

変更後（変更箇所を下線部で示す。
）

備

考

別表第４ 核燃料物質の使用上の核的制限値
場

所

装

置

最

大 取

扱 量

性

状

挿入機

詰
替
セ
ル
室

実験利用棟詰替セ
U-235,U-233,Pu-239

10g（合計）U-235,U-233,Pu-239

5g（合計）

実験利用棟 中性子散乱実験装置

天然ウラン、劣化ウラ50g／基＊1

２階ン及びトリウム

実験利用棟
１階

ル
（取出機、コンテ

固体
粉末ナ）
照射設備機器室

（４基）

実
験
設
備

中 性子 散乱 実験 装
置＊２
（５基）

天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム

(合計

200g）
＊1

50g／基
(合計

250g）

炉室詰替セル

U-235,U-233,Pu-239

48g（合計）

使用済燃料プール

U-235,U-233,Pu-239

300g（合計）回 転 照 射 設 備 (DR- U-235,U-233,Pu-239

168.2g（合計）

原子炉建家

水 力 照 射 設 備 HR-

１階

1,2（照射筒）

原
子
炉
プ
ー
ル

固体
粉末
固体
液体
粉末
固体

許可申請書との整合のため削除、注
記の追加）

液体
粉末
固体
粉末
固体
粉末

気 送 照 射 設 備 PN1,2（照射筒）
1)

固体
粉末

垂直照射設備(RG-1～4,VT-1,
BR-1～4,SH-1)＊１：最大取扱量は、各装置にて使用する核燃料物質の量、実験運用エリアにおいて使用す 中性子散乱実験装置
る各装置に属する核燃料物質の量及び別表第６に示す中性子散乱実験用貯蔵箱にて における最大取扱量
貯蔵する各装置に属する核燃料物質の量の合計値＊２：一部フィッション・カウンタを使用する

4

の明確化

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と審査基準との整理表（JRR-3）
審査基準（関係のある箇所をで示す。）

変更後（変更箇所を下線部で示す。
）

備

考

別表第６ 核燃料物質の貯蔵の核的制限値
保貯 蔵 設 備

ウラン濃縮度管量

棚 １ 段 当た り の保 棚段 保管庫１個当
管量

数たりの保管量5％未満

30kg-U 以下

4

120kg-U 以下

5％以上 20％未満

5kg-U 以下

4

20kg-U 以下

4

4.8kg-U 以下

未照射核燃料物質保0.6kg-U/個以下

管庫20％以上 93.5％以下

容器 2 個に分散
容器間隔を 25cm 以上とする。

未照射核燃料物質架台
燃料架台
使用済燃料貯槽 No.1
（ﾌｧ-ｽﾄｺﾝﾊﾞ-ﾀ）

3％未満

ジルカロイ被覆燃料セグメント 76 本

1.52％以下

ジルカロイ被覆燃料セグメント 352 本

90％以下

0.412kg-U 以下

試験済燃料板用保管 20％以下

2.8kg-U 以下

架台(１ホルダ当たりの U-235 量：150ｇ以下)（平均 16％以下）

中性子散乱実験用貯 天然ウラン、劣化ウラ 各貯蔵箱：50g 以下（天然ウラン、劣化ウラン
蔵箱Ⅰ～Ⅳ

使用規則第２条の12第１項第11～18号（省略）ン及びトリウムの合計）

中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ～Ⅳの核的制
限値を追加
本申請の範囲外

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原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第１編
第６編

総則
JRR-3 の管理

令和３年６月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
変更後（下線部は変更箇所）

許可（下線部は変更箇所）

説明

第１編 総則目 次 （変更なし）
第１章 通則第１条～第５条の２（変更なし）
第２章 保安管理体制
第１節 組織及び職務第６条 （変更なし）（職務）第７条 使用施設等の保安に関する各職位と職務は次のとおりとする。
(1)～(29)（変更なし）(次頁の実験運用エ(30) 利用施設管理課長は、施設管理者として、JRR-3 の本体施設のうち利用施設の使用及びリアの説明のため記保守並びに JRR-3 のキャプセルの管理に関する業務を行う。

載)【許可本文】
8-1 貯蔵施設の位置
燃料貯槽室及び使用済燃料貯蔵施設（北地区）に限る。
）の使用及び保守に関する業務を行
貯蔵施JRR-3 の地理的状況は、「7-1 使用施設の位置」に記載のとおり。
う。
設の位
貯蔵施設の名称及び貯蔵場所は、原子炉建家の中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ、Ⅱ、
置
実験利用棟の中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅲ、Ⅳ及び使用済燃料貯槽室の使用済燃料
貯槽№1 である。
(32) ＪＲＲ－３管理課長は、施設管理者として、ＪＲＲ－３の本体施設（利用施設並びに貯
また、使用済燃料貯蔵施設（北地区）は、原子力科学研究所敷地内の北側に位蔵施設のうち使用済燃料貯槽室及び使用済燃料貯蔵施設（北地区）を除く。
）の使用、運転
置する保管建家であり、貯蔵場所は、燃料架台、未照射核燃料物質保管庫及び未及び保守、核燃料管理者として、ＪＲＲ－３の核燃料物質の管理並びに区域管理者として、
照射核燃料物質架台である。
ＪＲＲ－３の管理区域に係る放射線管理に関する業務を行う。
(31) 研究炉技術課長は、施設管理者として、ＪＲＲ－３の本体施設のうち貯蔵施設（使用済(33)～(41) （変更なし）

構

造

床面積

「7-2 使用施設の構造」の記載のとおり。

実験利用棟（原子炉施設と共用）（図 12 及び図 13 参照）「7-2 使用施設の構造」の記載のとおり。

第３章～第９章（変更なし）

使用済燃料貯槽室(図 26 参照)

（変更なし）（変更なし）（変更なし）

別表第１～別表第６（変更なし）

使用済燃料貯蔵施設（北地 （変更なし）
区）(図 27 及び図 28 参照)（変更なし）（変更なし）

第２節 ～第４節（変更なし）

別図第１ 使用施設等の保安に係る組織図（第６条関係）（変更なし）

定の記載と齟齬はな
い。

設計仕様

原子炉建家
（原子炉施設と共用）（図 3 参照）

第８条～第９条（変更なし）

記載があり、保安規【許可本文】
8-2 貯蔵施設の構造
貯蔵施設の名称

２～４（変更なし）

左記のとおり許可に

1

貯蔵箱の追加に伴う変更（以下、斜体は、許可の変更理由を示す）

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後
第６編

許可

説

明

ＪＲＲ－３の管理

目次（変更なし）
第１章 通

則

（定 義）

【許可本文】
7-3 使用施設の設備
使用設備の名称

第１条 この編において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号

個数に掲げるものをいう。
(2) 「実験施設」とは、別表第１に掲げるＪＲＲ－３の利用施設のうち、実験施設の項に掲げるもの及び実験運用エリア（別図２に示す。）をいう。
(3) 「実験施設管理者」とは、第１編第８条第 1 項の規定により実験施設に分任施設管理者を置いた場合における分任施設管理者をいう。

中
性
子
散
乱
実
験
装
置
（
図
４
及
び
図
36
参
照
）

実験運用エリアその他（変更なし）

図 36
に示
す場
所

設置場所は原子炉建家１階及び実験利用棟２階であり、実験用試料の準備、実験及び実験用試料の放射能冷却を行う場所である。
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれかであり、最大取扱量は中性子散乱実験装置において使用可能な範囲内である。当該エリアで使用する核燃料物質は、各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（実験運用エリア
の管理は、利用施設
管理課長が行う。）

実験運用エリアの追加

第２条～第６条（変更なし）
第２章 ～

様

（中略）

に定めるところによる。
(1) 「照射施設」とは、別表第１に掲げるＪＲＲ－３の利用施設のうち、照射施設の項

仕

第７章（変更なし）

別表第１～別表第３（変更なし）

2

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

所

装

置

最 大 取

扱 量

性 状

挿入機

詰
替
セ
ル
室

実験利用棟詰替
U-235,U-233,Pu-239

10g（合計）U-235,U-233,Pu-239

5g（合計）実 験 利 用 中性子散乱実験装置

天然ウラン、劣化ウ

50g／基＊1

棟２階

ラン及びトリウム

実験利用
棟１階

セル
（取出機、コンテ

固体
粉末ナ）
照射設備機器室

（４基）

実
験
設
備

中性子散乱実験装置＊２

天然ウラン、劣化ウ(合計 200g）
50g／基＊1

ラン及びトリウム(合計 250g）

炉室詰替セル

U-235,U-233,Pu-239

48g（合計）

使用済燃料プール

U-235,U-233,Pu-239

300g（合計）

（５基）

原子炉建

水力照射設備 HR-

家１階

1,2（照射筒）

原
子
炉
プ
ー
ル

明

【許可本文】
7-5 核的制限値
核的制限値は以下のとおりである。

別表第４ 核燃料物質の使用上の核的制限値
場

説

所

装

詰
替
セ
実験利用 ル室
棟1階

固体

168.2g（合計）(DR-1)

最大取扱量

液体
粉末

挿入機
実験利用棟詰替セ U-235,U-233
ル
Pu-239(取出機、ｺﾝﾃﾅ)

10 g
(合計)

固体
粉末

U-235,U-233
Pu-239

5 g
(合計)

固体
粉末

天然ｳﾗﾝ、劣化
ｳﾗﾝ 及びﾄﾘｳﾑ

50g/基(合計 200g)

固体
粉末
液体

実 験 利 用 中性子散乱実験装置
棟2階
（4 基）
実
験
設
備

固体
液体
粉末
粉末

中性子散乱実験装 天然ｳﾗﾝ、劣化
置＊ （5 基）ｳﾗﾝ 及びﾄﾘｳﾑ

固体
粉末

50g/基
(合計 250g)

固体
粉末
液体

炉室詰替セル

U-235,U-233
Pu-239

48 g
(合計)

固体
粉末

使用済燃料プール

U-235,U-233
Pu-239

300g
(合計)

固体
粉末

U-235,U-233
Pu-239168.2g
(合計)

固体
粉末

固体
粉末

左記のとおり許可に記載があり、保安規

固体

垂直照射設備

定の記載と齟齬はない。

水力照射設備 HR1,2（照射筒）
原
子
炉
プ
｜
ル

気送照射設備 PN1,2（照射筒）
回転照射設備（DR-1）
垂直照射設備(RG-1～4,VT-1,（RG-1～4,VT-1,

BR-1～4,SH-1)

BR-1～4,SH-1）＊１：最大取扱量は、各装置にて使用する核燃料物質の量、実験運用エリアにおいて次頁以降に、許可の使用する各装置に属する核燃料物質の量及び別表第６に示す中性子散乱実験

記載部を示す。

用貯蔵箱にて貯蔵する各装置に属する核燃料物質の量の合計値＊２：一部フィッション・カウンタを使用する

性 状

固体

原子炉建
家1階

1,2（照射筒）

置

照射設備機器室

粉末

気送照射設備 PN回 転 照 射 設 備 U-235,U-233,Pu-239

場＊：一部フィッション・カウンターを使用する。

3

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

説

明

【許可本文】
8-3 貯蔵施設の設備
貯蔵設備の名称
使用済燃料貯槽 No.1（図 26 参照）
(ファーストコンバータ )
燃料架台（図 29 参照）
試験済燃料板用保管架台（図 33 参照）
未照射核燃料
物質保管庫（図 34 参照）
未照射核燃料
物質架台（図 35 参照）
中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ（図 36 及び図37 参照）

1式（変更なし）

内容物の物
理的・化学的
仕様
性状（変更なし） （変更なし）

2台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

12 個（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台

・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下

物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛

個数

最大収納量

中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（原子炉建家）

実験用試料又はフィッション・カウンターを貯蔵

貯蔵箱の追加する。
＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

4

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅱ（図 36 及び図37 参照）

1台

・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（原子炉建家）

中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅲ（図 36 及び図37 参照）

1台＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。
・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（実験利用棟２階）

中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅳ（図 36 及び図37 参照）

1台＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。
・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（実験利用棟２階）＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

5

説

明

物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料又はフィッション・カウンターを貯蔵

貯蔵箱の追加する。
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料を貯蔵する。

貯蔵箱の追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料を貯蔵する。

貯蔵箱の追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

説

明

【許可本文】
7-3 使用施設の設備
使用設備の名称

個数

仕

様

（中略）
高分解能粉末中性子回折装置

中
性
子
散
乱
実
験
装
置
（
図
４
及
び
図

三軸型中性子分
光器

参
照
）

1基
型式：単結晶二軸型
構造：箱型遮蔽体
遮蔽体寸法：縦 約 6.7ｍ、横 約 2.4ｍ、高さ 約 2.7ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）B2O3 ポリエチレン 約 10 ㎝、鉛 約 20 ㎝、普通コンクリート 約 107 ㎝、鉄 約 2 ㎝（側面方向） B2O3 ポリエチレン 約 2 ㎝、重量コンクリート 約 81 ㎝、鉄 約 2 ㎝
主要機器：試料台、多系統 3He 検出器
設置場所：炉室 1G 水平実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行

1基

実験運用エリアの追加った後、本実験装置に設置して実験を行う。

左記のとおり許可に

実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

記載があり、保安規

型式：単結晶三軸型
構造：回転円筒型遮蔽体
遮蔽体寸法：直径 約 2.4ｍ、高さ 約 2.7ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）B2O3 ポリエチレン 約 10 ㎝、B2O3 パラフィン 約 54 ㎝、鉛 約 30 ㎝
主要機器：試料台、アナライザー、3He 検出器
設置場所：炉室 2G 水平実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

定の記載と齟齬はない。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

6

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
汎用三軸型中性
子分光器

1基

説

明

型式：単結晶三軸型
構造：回転円筒型遮蔽体
遮蔽体寸法：直径 約 2ｍ、高さ 約 2.3ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）ほう酸ポリエチレン 約 27 ㎝、
パラフィン 約 25 ㎝、B4C ゴム 約 5 ㎝、
鉛 約 31 ㎝、鉄 約 12 ㎝
主要機器：試料台、アナライザー、3He 検出器
フィッション・カウンター 2 基
設置場所：炉室 4G 水平実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッション・カウンターの準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッション・カウンターの放射能冷却を行う。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

偏極中性子散乱装置

1基

型式：単結晶三軸型
構造：回転円筒型遮蔽体
遮蔽体寸法：直径 約 2ｍ、高さ 約 2.6ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）パラフィン 約 36 ㎝、B4C ポリエチレン 約 11 ㎝、
鉛 約 28 ㎝、鉄 約 19 ㎝
主要機器：試料台、アナライザー、3He 検出器、
フィッション・カウンター 2 基
設置場所：炉室 5G 水平実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッ

実験運用エリアの追加

ション・カウンターの準備を行った後、本実験装置に設置して左記のとおり許可に実験を行う。

記載があり、保安規

実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッション・カウンターの放射能冷却を行う。

7

定の記載と齟齬はない。

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
東北大学中性子
散乱分光器

1基

説

明

型式：単結晶三軸型
構造：回転円筒型遮蔽体
遮蔽体寸法：直径 約 2.2ｍ、高さ 約 2.6ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）B2O3 ポリエチレン 約 10 ㎝、B2O3 パラフィン 約 50 ㎝、
鉛 約 22 ㎝、鉄 約 8 ㎝
主要機器：試料台、アナライザー、3He 検出器、
フィッション・カウンター 2 基
設置場所：炉室 6G 水平実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。

高分解能三軸型
中性子分光器1基実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッ

実験運用エリアの追加

ション・カウンターの準備を行った後、本実験装置に設置して左記のとおり許可に実験を行う。

記載があり、保安規

実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料又はフィッシ

定の記載と齟齬はなョン・カウンターの放射能冷却を行う。

い。

型式：単結晶三軸型
構造：半円型箱型遮蔽体
遮蔽体寸法：縦 約 2.3ｍ、横 約 1.2ｍ、高さ 約 1.7ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）B4C ゴム 約 3 ㎝、鉛 約 22.5 ㎝、ステンレス鋼 約 0.5 ㎝
主要機器：試料台、アナライザー、3He 検出器
設置場所：実験利用棟 2 階 T2-4 中性子導管実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

8

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
中性子小角散乱
装置

1基

説

明

型式：単結晶三軸型
構造：箱型遮蔽体
遮蔽体寸法：縦 約 1.2ｍ、横 約 0.9ｍ、高さ 約 1.5ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（ビーム方向）B4C ゴム 約 0.5 ㎝、鉛 約 9 ㎝、鉄 約 1.6㎝
主要機器：コリメータ真空容器、試料容器、3He 二次元検出器
設置場所：実験利用棟 2 階 C3-2 中性子導管実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

中性子偏極回折装置

1基

型式：単結晶三軸型
構造：箱型遮蔽体
遮蔽体寸法：縦 約 0.8ｍ、横 約 2.09ｍ、高さ 約 1.7 ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（前面、上面）ステンレス鋼 15cm（後面）鉄 約 15 ㎝、鉛 約 5cm、B4C ゴム 約 1cm
主要機器：試料台、3He 検出器、アナライザー
設置場所：実験利用棟 2 階 T1-1 中性子導管実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

9

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
冷中性子散乱実
験デバイス開発
装置

1基

説

明

型式：単結晶三軸型
構造：半円筒箱型遮蔽体
遮蔽体寸法：縦 約 1.3ｍ、横 約 2ｍ、高さ 約 1.6ｍ
遮蔽材料及び厚さ：（側面方向）鉛 約 3.5 ㎝、ステンレス鋼 約 12 ㎝、B4C ゴム 約 1 ㎝
主要機器：試料台、3He 検出器、アナライザー
設置場所：実験利用棟 2 階 C2-1 中性子導管実験孔前
最大取扱量：
１回の照射当たりの最大取扱量は 50g である。
取扱方法：
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれか 1 種類である。
実験を行う際は、実験運用エリアにて実験用試料の準備を行った後、本実験装置に設置して実験を行う。
実験終了後は、実験運用エリアにて実験用試料の放射能冷却を行う。

実験運用エリアの追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

実験運用エリア

図 36
に示
す場
所

設置場所は原子炉建家１階及び実験利用棟２階であり、実験用
試料の準備、実験及び実験用試料の放射能冷却を行う場所である。
使用する核燃料物質は天然ウラン、劣化ウラン、トリウムのいずれかであり、最大取扱量は中性子散乱実験装置において使用可
能な範囲内である。当該エリアで使用する核燃料物質は、各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

実験運用エリアの追加

その他（変更なし）

別表第５ 利用施設の使用上の制限値（変更なし）

10核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

保
ウラン濃縮度

棚１段当たりの保
管量

管
棚
段
数

量
保管庫１個当たりの保管量5％未満

30kg-U 以下

4

120kg-U 以下

5％以上 20％未満

5kg-U 以下

4

20kg-U 以下

未照射核燃料物質

0.6kg-U/個以下

保管庫
20％以上 93.5％以下

容器 2 個に分散
容 器 間 隔 を 25cm

44.8kg-U 以下以上とする。
未照射核燃料物質
架台
燃料架台

3％未満
1.52％以下

ジルカロイ被覆燃料セグメント 76 本
ジルカロイ被覆燃料セグメント 352 本

使用済燃料貯槽
No.1

90％以下

0.412kg-U 以下（ﾌｧ-ｽﾄｺﾝﾊﾞ-ﾀ）

貯蔵設備の名称
使用済燃料貯槽 No.1（図 26 参照）
(ファーストコンバータ )
燃料架台（図 29 参照）
試験済燃料板用保管架台（図 33 参照）
未照射核燃料
物質保管庫（図 34 参照）
未照射核燃料
物質架台（図 35 参照）
中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ（図 36 及び図37 参照）

1式（変更なし）

内容物の物
理的・化学的
仕様
性状（変更なし） （変更なし）

2台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

12 個（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台（変更なし）（変更なし） （変更なし）

1台

・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下

物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛

個数

最大収納量

試験済燃料板用保 20％以下

2.8kg-U 以下

中性子散乱実験用の核燃料

管架台(１ホルダ当たりの U-235 量：150ｇ以下)

物質を貯蔵する。

（平均 16％以下）

中性子散乱実験用 天然ウラン、劣化ウ 各貯蔵箱：50g 以下（天然ウラン、劣化ウ
貯蔵箱Ⅰ～Ⅳラン

明【許可本文】
8-3 貯蔵施設の設備

別表第６ 核燃料物質の貯蔵の核的制限値

貯 蔵 設 備説

（原子炉建家）ラン及びトリウムの合計）

実験用試料又はフィッション・カウンターを貯蔵

貯蔵箱の追加する。
＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

11

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可
中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅱ（図 36 及び図37 参照）

1台

・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（原子炉建家）

中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅲ（図 36 及び図37 参照）

1台＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。
・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（実験利用棟２階）

中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅳ（図 36 及び図37 参照）

1台＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。
・天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム
保管量＊：合計 50g 以下
中性子散乱実験用の核燃料
物質を貯蔵する。
（実験利用棟２階）＊保管量は各装置の最大使
用量の内数であり、その値を超えることはない。また貯蔵する核燃料物質は各装置に属していることが識別できるよう管理を行う。

12

説

明

物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料又はフィッション・カウンターを貯蔵

貯蔵箱の追加する。
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料を貯蔵する。

貯蔵箱の追加
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

物理的性状： 寸法：長さ 約 400 ㎜
固体、粉末、
幅
約 400 ㎜
液体
高さ 約 400 ㎜
化学的性状：
単体、酸化物 主要材料：鉄鋼及び鉛
実験用試料を貯蔵する。

貯蔵箱の追加

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

説

明

【許可添付】
６.核燃料物質の臨界防止（中略）6） 実験用試料等
実験用試料等（天然ウラン、劣化ウラン及びトリウム）で最大 50g を中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ及左記のとおり許可にびⅡにそれぞれ貯蔵する。また同様に最大 50g を中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅲ及びⅣにそれぞれ貯蔵記載があり、保安規する。

定の記載と齟齬はな

核燃料物質の最小臨界量は、試料容器の構造材、U-238 等を無視し、媒質が核分裂物質と水で均い。

一に混ざり、反射体は、水で無限層であるとした場合、TID-7028*)によれば、U-235 で 800g である。よって、各々における中性子散乱実験用貯蔵箱での最大収納量は、最小臨界量を十分下回るので臨界事故の可能性は無い。
（中略）
8） 臨界事故に対する考慮
本施設における核燃料物質の使用における臨界管理は、誤操作により二重装荷があった場合においても、最小臨界量に達しない質量制限で行うため、臨界に対する安全性は確保できる。
本施設の貯蔵施設における核燃料物質の管理は、中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅰ～Ⅳについては、中性子

左記のとおり許可に

散乱実験用貯蔵箱Ⅰ及びⅡを並べて配置し、さらに誤操作により二重装荷があった場合においても記載があり、保安規200g であり、同様に中性子散乱実験用貯蔵箱Ⅲ及びⅣを並べて誤操作により二重装荷があった場合に定の記載と齟齬はな

おいても 200g であることから、複数の貯蔵箱において、誤操作により二重装荷があった場合においてい。

も、最小臨界量に達しない制限値以下の質量で管理するため、臨界に対する安全性は確保できる。

別表第７～別表第 17（変更なし）
別図（その１）～別図（その５）（変更なし）

13

核燃料物質使用変更許可申請書と保安規定の記載整理表

変更後

許可

説

明

【許可本文】

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。

別図２ 実験運用エリアについて

図 36 実験運用エリア及び中性子散乱実験用貯蔵箱配置の概略図

14