JAEA-Review
2023-045
DOI:10.11484/jaea-review-2023-045

令和２年度

放射線管理部年報

Annual Report on the Present State and Activitiesof the Radiation Protection Department,
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories in Fiscal Year 2020
放射線管理部
Radiation Protection Department

核燃料・バックエンド研究開発部門
核燃料サイクル工学研究所
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories
Sector of Nuclear Fuel, Decommissioning and Waste Management Technology Development

March 2024
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

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JAEA-Review 2023-045

JAEA-Review 2023-045

令和 2 年度 放射線管理部年報
日本原子力研究開発機構 核燃料・バックエンド研究開発部門
核燃料サイクル工学研究所
放射線管理部
（2023 年 12 月 1 日受理）
本報告書は、令和 2 年度に核燃料サイクル工学研究所（以下、「サイクル研究所」という。
）
放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び放出管理、個人被ばく管理、環境放射線及び環境放射能の監視、放射線管理用機器等の保守管理、研究開発及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。
サイクル研究所には、核燃料再処理、プルトニウム（MOX）燃料製造技術、次世代サイクル
技術及び放射性廃棄物の処理・処分技術の研究開発などを進めるため、核燃料物質使用施設
及び放射性同位元素使用施設があり、一部の施設では廃止措置が行われている。放射線管理部は、これらの施設における放射線業務従事者等の放射線安全を目的として、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。また、サイクル研究所周辺の公衆の放射線安全を目的として、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、サイクル研究所周辺の陸域及び海域の環境放射線／環境放射能の監視を行った。施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。
また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。
令和 2 年度においては、
放射線業務従事者の年実効線量は個人最大で 5.8 mSv、
平均 0.1 mSv
であった。再処理施設から放出された放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物に起因する拡散計算に基づく施設周辺の公衆の令和 2 年度における年実効線量の評価値は最大で 1.5×10-4
mSv であった。これらはいずれも保安規定等に定められている基準未満であった。サイクル研究所周辺の環境監視の結果についても、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故等の影響により、平常の変動幅を外れる項目等はあったが、再処理施設等のサイクル研究所施設に起因する異常は認められなかった。
また、放射線防護に関連する研究開発及び技術開発の実施、それらの成果の公表にも積極的に取り組んだ。品質保証活動に関しては、平成 16 年度からの保安規定に基づく品質マネジ
メントシステムの導入以降、運用管理、継続的改善を図るとともに、令和 2 年 4 月 1 日より
新検査制度の運用が開始されたことに伴う対応を実施した。
核燃料サイクル工学研究所：〒319-1194 茨城県那珂郡東海村大字村松 4-33

i

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JAEA-Review 2023-045

Annual Report on the Present State and Activities of the
Radiation Protection Department, Nuclear Fuel Cycle
Engineering Laboratories in Fiscal Year 2020
Radiation Protection Department
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories
Sector of Nuclear Fuel, Decommissioning and Waste Management Technology Development
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received December 1, 2023)
This annual report summarizes the radiological control activities at the Nuclear Fuel Cycle
Engineering Laboratories (NCL) facilities conducted by the Radiation Protection Department
in fiscal year (FY) 2020.
NCL operates the Tokai Reprocessing Plant (TRP), MOX fuel facilities, the Chemical
Processing Facility, and various radioisotopes and uranium research laboratories, some ofwhich are in the process of decommissioning.
The Radiation Protection Department is responsible for the radiological control in andaround NCL, including personnel monitoring, workplace monitoring, consultation onradiological work planning and evaluation, monitoring of gaseous and liquid waste effluents,
environmental monitoring, radiological standards, maintenance of radiation monitoring
instruments, quality management, and the related research.
In FY 2020, the results of radiological monitoring showed that the situation was normal,
and no radiological incident or accident occurred. The maximum annual effective dose toradiation workers was 5.8 mSv, and the mean annual effective dose was 0.1 mSv. Individual
doses were within the annual dose limit specified in the safety regulations. The maximum
effective dose caused by gaseous and liquid effluents from the TRP to members of the publicin the vicinity of NCL was estimated to be 1.5×10-4 mSv. Environmental monitoring and effluent
control were performed appropriately in compliance with safety regulations and standards.
Although some of the measurement data did not fall within the normal range due to the accident
at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it was confirmed that the TRP and other NCL
facilities had no impact on the environment.
As for the quality management activities, the government inspection, the internal audit,
and the maintenance of revised documents were continued in accordance with the quality
management system implemented for safety regulation since FY 2004.
Keywords： Radiation Control, Personnel Monitoring, Environmental Monitoring, Effluents
Monitoring, Radiation Instruments, Calibration, Safety Research, Quality
Managementii

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目 次

1. はじめに................................................................

1

2. 放射線管理部の組織及び業務 ..............................................

2

3. 施設放射線管理 ..........................................................

6

3.1 サイクル研究所における放射線管理の概要 ...............................

6

3.2 再処理施設の放射線管理状況 ...........................................

7

3.2.1 作業環境の放射線監視結果 .......................................

7

3.2.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況 ...................

8

3.2.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況 ...............................

14

3.2.4 管理区域等の設定・解除 .........................................

22

3.2.5 再処理施設 施設定期自主検査 ...................................

22

3.2.6 再処理施設 原子力規制検査 .....................................

22

3.2.7 プルトニウム転換技術開発施設臨界警報装置の臨界監視機能の停止について ...................................................

24

3.3 核燃料物質使用施設等の放射線管理状況 .................................

25

3.3.1 作業環境の放射線監視結果 .......................................

26

3.3.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況 ...................

28

3.3.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況 ...............................

31

3.3.4 管理区域等の設定・解除 .........................................

32

3.3.5 使用施設原子力規制検査 .........................................

33

4. 個人被ばく管理 ..........................................................

36

4.1 サイクル研究所の個人被ばく状況 .......................................

36

4.2 外部被ばく管理状況 ...................................................

36

4.2.1 実効線量 .......................................................

36

4.2.2 等価線量 .......................................................

39

4.3 内部被ばく管理状況 ...................................................

39

4.4 一時立入者の線量測定状況 .............................................

39

4.5 眼の水晶体の等価線量限度の引き下げの対応 .............................

40

4.6 マスクフィットネス試験 ...............................................

41

iii

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5. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出管理 ..........................

43

5.1 放射性気体廃棄物の放出状況 ...........................................

43

5.1.1 再処理施設 .....................................................

43

5.1.2 使用施設等 .....................................................

46

5.2 放射性液体廃棄物の放出状況 ...........................................

48

5.2.1 再処理施設（海中放出管） .......................................

48

5.2.2 第 1 排水溝 .....................................................

50

5.2.3 第 2 排水溝 .....................................................

52

6. 環境放射線監視 ..........................................................

53

6.1 環境放射線モニタリング ...............................................

53

6.1.1 再処理施設保安規定に基づく環境放射線モニタリング ...............

53

6.1.2 茨城県環境放射線監視計画に基づく環境放射線モニタリング..........

57

6.2 気象観測 .............................................................

61

6.2.1 風向出現頻度及び風向別平均風速 .................................

61

6.2.2 大気安定度 .....................................................

61

6.2.3 降雨量 .........................................................

61

6.3 環境線量評価 .........................................................

62

6.3.1 線量算出方法 ...................................................

62

6.3.2 被ばく経路 .....................................................

62

6.3.3 線量算出結果 ...................................................

64

7. 放射線・放射能標準の維持・管理 ..........................................

65

7.1 トレーサビリティ .....................................................

65

7.2 照射設備・線源 .......................................................

65

7.2.1 照射設備 .......................................................

65

7.2.2 線源 ...........................................................

66

7.3 基準測定器等 .........................................................

66

7.4 放射性同位元素等使用記録、官庁検査対応等 .............................

67

7.5 計測機器校正施設の維持・管理 .........................................

67

8. 主要な設備機器の整備、維持管理 ..........................................

71

8.1 放射線管理用機器の保守校正 ...........................................

71

8.1.1 定期的な検査及び校正の状況 .....................................

71

8.1.2 定期的な検査における予防保全の実施 .............................

72

8.1.3 事後保全による放射線管理用機器の修理対応 .......................

72

8.1.4 高経年化機器に対する延命化対策の検討 ...........................

73

iv

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8.2 高経年化機器の更新.................................................

81

8.2.1 第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新 ...............

81

8.2.2 プルトニウム燃料第三開発室における臨界警報装置の更新............

83

8.3 高経年化機器の維持管理に係る点検...................................

83

8.3.1 排気モニタサンプリング配管の点検 ...............................

83

8.4 安全管理棟及び環境前処理棟の耐震工事 .................................

83

9. 研究開発................................................................

84

9.1 研究開発の推進 .......................................................

84

9.2 放射線モニタリング技術の高度化研究 ...................................

86

9.2.1 ZnS（Ag）シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダストモニタ
検出器の開発 ...................................................

86

9.2.2 緊急時用軽量可搬型空気モニタの開発 .............................

88

9.2.3 デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」αダストモニタの要素技術開発 ...................................................

90

9.2.4 排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合の迅速な測定方法の検討 .................................................

96

9.3 個人被ばく線量測定・評価技術の高度化研究 .............................

98

9.3.1 作業者と線源の位置関係が水晶体等価線量評価結果に及ぼす影響の評価

98

9.3.2 臨界事故時に個人線量計から評価すべき線量と入射方向によるレスポンス
補正 ........................................................... 100
9.3.3 東電福島第一原発緊急作業従事者の被ばく線量の再構築に関する研究 .. 103
9.4 除染技術の研究 ....................................................... 105
9.4.1 空気汚染に伴う身体汚染時の新たな除染方法の検討(2) .............. 105
10. 技術支援、国際協力 ..................................................... 107
10.1 日本原燃株式会社への技術支援 ........................................ 107
10.1.1 日本原燃株式会社への協力協定に基づく技術支援 .................. 107
10.2 講師派遣、見学対応等 ................................................ 107
10.2.1 外部関係機関への協力 .......................................... 107
10.2.2 施設見学対応 .................................................. 108
10.2.3 学生実習対応 .................................................. 109
11. 環境放射線モニタリング情報 ............................................. 110
12. マネジメントシステム ................................................... 111
12.1 品質マネジメントシステム ............................................ 111v

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12.2 技術・技能認定制度 .................................................. 141
13. 安全衛生に係る活動 ..................................................... 142
13.1 各種委員会の開催 .................................................... 142
13.1.1 安全衛生委員会 ............................................... 142
13.1.2 放射線管理部 安全衛生強化推進協議会 ......................... 142
13.2 安全衛生活動計画 .................................................... 142
13.3 安全衛生内部監査 .................................................... 148
14. 原子力規制検査対応 ..................................................... 149
14.1 再処理施設原子力規制検査 ............................................ 149
14.2 核燃料物質使用施設原子力規制検査 .................................... 152

付録 ....................................................................... 155
付録 1 図表 .............................................................. 156
付録 2 報告・外部発表等、受賞状況等....................................... 167
付録 3 用語集 ............................................................ 179

vi

JAEA-Review 2023-045

Contents
1. Introduction ...........................................................

1

2. Organization and tasks of Radiation Protection Department ...............

2

3. Facility radiation control .............................................

6

3.1 General ...............................................................

6

3.2 Activities of the reprocessing radiation control section .............

7

3.2.1 Radiological monitoring in the work environments ..............

7

3.2.2 Specific radiation works ......................................

8

3.2.3 Release surveys for materials containing nuclear fuel andarticles used in the controlled areas .........................

14

3.2.4 Establishment and disestablishment of radiological controlledareas .........................................................

22

3.2.5 Periodic self internal inspection on TRP .......................

22

3.2.6 Nuclear regulatory inspection on TRP ...........................

22

3.2.7 Suspension of criticality monitoring function of criticality
accident alarm system at PCDF ..................................

24

3.3 Activities of the plutonium radiation control section ...............

25

3.3.1 Radiological surveillance in the work environments .............

26

3.3.2 Specific radiation works ......................................

28

3.3.3 Release surveys for materials containing nuclear fuel andarticles used in the controlled areas .........................

31

3.3.4 Establishment and disestablishment of radiological controlledareas .........................................................

32

3.3.5 Nuclear regulatory inspection on nuclear fuel facilities .......

33

4. Personal radiation monitoring ..........................................

36

4.1 General .............................................................

36

4.2 External exposure ...................................................

36

4.2.1 Effective dose ................................................

36

4.2.2 Equivalent dose ...............................................

39

4.3 Internal exposure ...................................................

39

4.4 Monitoring for visitors .............................................

39

4.5 Actions for lowering the equivalent dose limit of the lens of theeye .................................................................

vii

40

JAEA-Review 2023-045

4.6 Mask fitness examination ............................................

41

5. Effluent monitoring of radioactive gaseous and liquid waste .............

43

5.1 Airborne emissions ..................................................

43

5.1.1 Reprocessing plant ............................................

43

5.1.2 Nuclear fuel material use institution .........................

46

5.2 Liquid Discharges ...................................................

48

5.2.1 Reprocessing plant (The sea release pipe) .....................

48

5.2.2 The 1st drain .................................................

50

5.2.3 The 2nd drain .................................................

52

6. Environmental radiation survey .........................................

53

6.1 Environmental radiation monitoring ..................................

53

6.1.1 Environmental radiation monitoring based on“Safety Regulations for the Reprocessing Plant of JAEA” .......

53

6.1.2 Environmental radiation monitoring based on “Environmental
Radiation Program” decided by Ibaraki prefectural government ...

57

6.2 Meteorological observation ..........................................

61

6.2.1 Appearance frequency of wind direction and average windvelocity by wind direction ....................................

61

6.2.2 Atmospheric stability .........................................

61

6.2.3 Amount of rainfall ............................................

61

6.3 Environmental dose estimation .......................................

62

6.3.1 Dose calculation method .......................................

62

6.3.2 Exposure pathway ..............................................

62

6.3.3 Result of dose estimation .....................................

64

7. Radiological standards .................................................

65

7.1 Traceability ........................................................

65

7.2 Irradiation apparatus and calibration sources .......................

65

7.2.1 Irradiation apparatus .........................................

65

7.2.2 Calibration sources ...........................................

66

7.3 Reference instruments ...............................................

66

7.4 Source records and facility inspection ..............................

67

7.5 Maintenance of instrument calibration facility ......................

67

viii

JAEA-Review 2023-045

8. Instrumentation services ...............................................

71

8.1 Maintenance and calibration of radiation monitoring instruments ......

71

8.1.1 Maintenance and calibration of radiation monitors and survey
meters ........................................................

71

8.1.2 Preventive maintenance ........................................

72

8.1.3 Corrective maintenance ........................................

72

8.1.4 Examination of the aging instruments ..........................

73

8.2 Replacement of aging instruments ....................................

81

8.2.1 Replacement of tritium carbon sampler of second sub stack at TRP

81

8.2.2 Replacement of criticality accident alarm system for Plutonium
Fuel Production Facility .......................................

83

8.3 Inspection for operation and maintenance of aging instruments ........

83

8.3.1 Inspection of exhaust monitor sampling piping ..................

83

8.4 Earthquake resistance construction work of the safety management building
and Environmental pretreatment building ..............................

83

9. Research and development ...............................................

84

9.1 R&D promotion .......................................................

84

9.2 Advanced research of radiation monitoring technology ................

86

9.2.1 Development of a dust monitor detector reducing radon-progeny
impact using ZnS(Ag)scintillator ...............................

86

9.2.2 Development of lightweight transportable air monitor for
emergencies ....................................................

88

9.2.3 Development of elemental technologies for "in-situ" alpha dust
monitors for fuel debris retrieval and decommissioning ..........

90

9.2.4 Study on quick measurement method when occurring emission
exceeding the upper limit of measurement for aerosol effluent
monitors .......................................................

96

9.3 Advanced research of personal dosimetry technology ..................

98

9.3.1 Study on standing positions of workers with protective goggles
and variations of equivalent dose to the lens of the eye ........

98

9.3.2 Dose quantity to be evaluated by a personal dosemeter and its
orientational response correction in a criticality accident ..... 100
9.3.3 Study on dose reconstruction for emergency workers for TEPCO
Fukushima Daiichi nuclear power station accident ............... 103

ix

JAEA-Review 2023-045

9.4

Research of the decontamination technique ........................... 105
9.4.1 Examination of a new decontamination method for contamination
on skin and clothes due to radioactive air pollution (2) ........ 105

10. Technical supports and cooperation .................................... 107
10.1 Technical supports to JNFL (Japan Nuclear Fuel Limited) ............. 107
10.1.1 Technical supports based on the cooperation agreement to JNFL .. 107
10.2 Lecturer dispatch, visitor guidance, etc. .......................... 107
10.2.1 Cooperation with the external organizations .................. 107
10.2.2 Visitors ..................................................... 108
10.2.3 Trainees ..................................................... 109
11. Environmental radiation monitoring information ........................ 110
12. Quality assurance activities .......................................... 111
12.1 The management system promotion committee .......................... 111
12.2 Qualification system of knowledge and skills for radiation control
personnel .......................................................... 141
13. Response to safety and health activity ................................ 142
13.1 Holding of committees about safety and health ...................... 142
13.1.1 Safety Promotion Committee ..................................... 142
13.1.2 Safety Enhancement Promotion Committee ......................... 142
13.2 Safety and health activity plans ................................... 142
13.3 Internal audits about safety and health ............................ 148
14. Nuclear regulatory inspection ......................................... 149
14.1

Nuclear regulatory inspection on TRP .............................. 149

14.2

Nuclear regulatory inspection on nuclear fuel facilities ........... 152

Appendixes ................................................................. 155
Appendix 1 Charts ........................................................ 156
Appendix 2 Reports, presentations ........................................ 167
Appendix 3 Glossary ...................................................... 179

x

JAEA-Review 2023-045

編集者・事務局リスト
編集者
放射線管理部
住谷 秀一＋1，髙田 千恵，辻村 憲雄
線量計測課
髙畠 英治＋2, 細見 健二, 滝本 美咲＋3, 星 勝也，
今橋 淳史, 佐々木 一樹＋4, 藤咲 俊光＊２
環境監視課
中田 陽＋5，金井 克太＋6，西村 周作＋3，永岡 美佳，前原 勇志，
山田 椋平＋7，松尾 一樹，内山 怜
放射線管理第 1 課
川崎 位＋8，中川 貴博，山崎 巧，塩谷 聡，高野 裕子＋9，磯崎 航平＋10，
本田 文弥＋11，川上 陽子＋7，椎名 健＊１，大圖 誠典＊１
放射線管理第 2 課
井﨑 賢二＋12, 國分 祐司＋4, 森藤 将之, 海野 基義＋8, 高橋 映奈＋8,
藤澤 真, 坂下 彗至＋13,

富岡 哲史, 馬籠 悠生, 石井 達也,

飯澤 将伍, 奥山 駿, 鈴木 敬＊2, 深澤 聡＊2

事務局
辻村 憲雄，山田 椋平，中川 貴博，宮内 亨，
髙畠 英治，滝本 美咲，横山 裕也＋14，猪野 和生＊2

*1 株式会社アセンド*2 検査開発株式会社
現所属（令和 5 年 11 月時点）
+1 本部組織 総務部+2 核燃料サイクル工学研究所

放射線管理部

放射線管理第１課+3 核燃料サイクル工学研究所

放射線管理部

放射線管理第 2 課+4 核燃料サイクル工学研究所

放射線管理部

環境監視課+5 安全・核セキュリティ統括本部+6 青森研究開発センター

安全管理部

保安管理課

課長

xi

次長

JAEA-Review 2023-045+7 退職+8 核燃料サイクル工学研究所

放射線管理部+9 核燃料サイクル工学研究所

環境技術開発センター+10 人形峠環境技術センター

安全管理課+11 安全・核セキュリティ統括本部+12 核燃料サイクル工学研究所+14 原子力人材育成センター

安全管理部

保安管理部

+13 安全・核セキュリティ統括本部

線量計測課

安全・品質保証課

次長兼安全対策課長

安全管理部

危機管理課

国際原子力人材育成課

xii

廃止措置技術課

JAEA-Review 2023-045

1. はじめに
核燃料サイクル工学研究所（以下、「サイクル研究所」という。）放射線管理部は、サイクル研究所内の再処理施設、プルトニウム燃料施設並びにその関連研究施設等における放射線管理、放射線業務従事者の外部被ばく及び内部被ばくの管理、再処理施設に起因する放射性物質についての環境放射線監視等を主たる業務とし、研究所周辺の住民及びサイクル研究所
内の従業員等の放射線安全を確保し、施設の安定な運転及び関連する研究開発の推進に貢献することを目標に、次に示す 3 点を重要な事項として掲げている。
① 再処理施設や核燃料物質取扱施設及び周辺環境等における確実な放射線管理の実施② 放射線防護に係る技術の開発及び高度化③ 放射線防護の専門性を活かした外部機関等への支援・協力
本報告書は、サイクル研究所内における放射線管理部の活動のうち、令和 2 年度（令和 2年 4 月～令和 3 年 3 月）の実施状況を取りまとめたものである。
この期間中におけるサイクル研究所内の主要な施設の稼働状況は、以下の通りである。
再処理施設については、平成 30 年 6 月に廃止措置計画の認可を受け、保有する放射性液体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新規制基準を踏まえた安全性向上対策を進めている。
核燃料物質使用施設については、プルトニウム燃料第一、第二及び第三開発室等で小規模
MOX 試験や MOX 燃料開発に係る分析等、グローブボックスの解体が行われた。
当部におけるトピックスとしては、令和 2 年 4 月 1 日より新検査制度の運用が開始された
ことが挙げられる。新検査制度では、安全確保の一義的責任が事業者にあることが明確化され、これまで原子力規制庁が行っていた使用前検査や施設定期検査等を「事業者検査」という形で自ら行うことになるとともに、規制側による検査が「原子力規制検査」に一本化され、事業者の保安活動全般を規制側がいつでもチェック（監視）できるようになった。
また、令和 2 年 1 月頃から国内でも確認された「新型コロナウイルス感染症」の流行は、研究所業務に多大な影響を与えた。マスクの着用や密閉空間を避ける等の一般的な対応に加え、テレワークが促進されるなど、当部においても従来とは異なる状況下で放射線管理業務を進めることとなった。
放射線管理の知見や経験の文書化は、そのエッセンスを要領書や手順書に集約したり、定期レビューにおいてそれを改善したりすることによって、その知見や経験そのものの有用性を益々高めることができる。本報告書に対して、関係各位からのご意見や評価をお寄せいた
だければ幸甚である。

-1-

JAEA-Review 2023-045

2. 放射線管理部の組織及び業務
放射線管理部は 4 課で構成され、施設内外における放射線管理及び安全研究に関する業
務を行っている。
図 2.1 に組織の概略を、図 2.2 に組織体制を示す。
線量計測課は、放射線管理部の筆頭課として放射線管理部の業務取りまとめを行うとともに、部の品質保証等に係る業務、放射線業務従事者の線量評価、放射線・放射能標準の維持・管理、放射線測定器の管理を行っている。
環境監視課は、サイクル研究所敷地周辺の環境放射線監視を行うとともに、各施設に係る放射性液体廃棄物の海洋・河川への放出監視を行っている。
放射線管理第 1 課は、使用施設等に係る施設放射線管理及び放射性気体廃棄物の放出監視を行っている。
放射線管理第 2 課は、再処理施設に係る施設放射線管理及び放射性気体廃棄物の放出監視を行っている。
保安管理部
計画管理室
バックエンド対策推進室
総務・共生課
労務課
線量計測課
環境監視課
放射線管理部
放射線管理第 1 課
工務技術部

核燃料サイクル

放射線管理第 2 課

工学研究所
環境
技術開発センター
再処理廃止措置
技術開発センター
プルトニウム燃料
技術開発センター

図 2.1 サイクル研究所における放射線管理部 組織概略（令和 2 年 4 月 1 日現在）

-2-

JAEA-Review 2023-045

技術総括チーム
放射線管理部

線量計測課

事務総括チーム(Radiation Protection(Radiation Dosimetry and Instrumentation

個人線量管理チーム

Department)

Section)

標準・校正チーム

部 長

住谷 秀一

課 長

次 長

中野 政尚

マネージャー 髙畠 英治

次 長

髙田 千恵

髙田 千恵（兼務）

研究主席 辻村 憲雄

計測技術チーム

総括チーム
観測チーム

環境監視課
(Environmental Protection Section)課 長

中野 政尚（兼務）

環境分析チーム
放出分析チーム

総括チーム
放射線管理第 1 課

環境放管チーム(Plutonium Radiation Control Section)

プル放管チーム課 長

川崎 位

マネージャー 中川 貴博
マネージャー 山崎 巧

総括チーム
放射線管理第 2 課

定常放管チーム(Reprocessing Radiation Control Section)

非定常放管チーム

課 長

柴 浩三

排気・設計チーム

マネージャー 吉田 忠義

図 2.2 放射線管理部 組織体制（1/3）（令和 2 年 4 月 1 日現在）

-3-

JAEA-Review 2023-045

技術総括チーム
放射線管理部(Radiation Protection

線量計測課(Radiation Dosimetry and Instrumentation Section)

課 長

Department)

部 長

住谷 秀一

次 長

中野 政尚

次 長

髙田 千恵

事務総括チーム髙田 千恵（兼務）

マネージャー 髙畠 英治

研究主席 辻村 憲雄

個人線量管理チーム
標準・校正チーム
計測技術チーム

総括チーム
観測チーム

環境監視課
(Environmental Protection Section)課 長

中野 政尚（兼務）

環境分析チーム
放出分析チーム

マネージャー 金井 克太

総括チーム
放射線管理第 1 課

環境放管チーム(Plutonium Radiation Control Section)

プル放管チーム課 長

川崎 位

マネージャー 中川 貴博
マネージャー 山崎 巧

総括チーム
放射線管理第 2 課

定常放管チーム(Reprocessing Radiation Control Section)

非定常放管チーム

課 長

柴 浩三

排気・設計チーム

マネージャー 國分 祐司

図 2.2 放射線管理部 組織体制（2/3）（令和 2 年 7 月 1 日現在）

-4-

JAEA-Review 2023-045

技術総括チーム
放射線管理部(Radiation Protection

線量計測課(Radiation Dosimetry and Instrumentation Section)

課 長

Department)

部 長

住谷 秀一

次 長

中野 政尚

次 長

髙田 千恵

事務総括チーム髙田 千恵（兼務）

マネージャー 髙畠 英治

研究主席 辻村 憲雄

個人線量管理チーム
標準・校正チーム
計測技術チーム

総括チーム
観測チーム

環境監視課
(Environmental Protection Section)

課 長

中田 陽

環境分析チーム
放出分析チーム

マネージャー 金井 克太

総括チーム
放射線管理第 1 課

環境放管チーム(Plutonium Radiation Control Section)

プル放管チーム課 長

川崎 位

マネージャー 中川 貴博
マネージャー 山崎 巧

総括チーム
放射線管理第 2 課

定常放管チーム(Reprocessing Radiation Control Section)

非定常放管チーム

課 長

柴 浩三

排気・設計チーム

マネージャー 國分 祐司

図 2.2 放射線管理部 組織体制（3/3）（令和 2 年 8 月 1 日現在）

-5-

JAEA-Review 2023-045

3. 施設放射線管理
3.1 サイクル研究所における放射線管理の概要
サイクル研究所には、原子炉等規制法に基づく核燃料物質を取り扱う核燃料物質使用施設及び再処理施設が設置されている。また、放射性同位元素等の規制に関する法律※（放射性同位元素等規制法）に基づく放射性同位元素を取り扱う施設が設置されている。
核燃料物質使用施設のうちプルトニウム燃料施設では、ウラン・プルトニウム混合酸
化物燃料（MOX 燃料）の研究開発が行われており、特にプルトニウムの取扱いに係る放射線管理では、プルトニウムの封じ込めや汚染管理による内部被ばくの防止、Pu 同位体からの自発核分裂や（α、n）反応による中性子線及び 241Pu の放射性壊変核種である 241Am
からの低エネルギーγ線による外部被ばくに着目し、その低減を図っている。
再処理施設においては、使用済燃料の処理及びプルトニウムとウランの混合転換処理等が行われていたことから、プルトニウムの取扱いに係る放射線管理に加えて、核分裂生成物(FP)からのβ線及びγ線による外部被ばくの低減を図っている。
サイクル研究所の核燃料取扱施設に係る放射線管理の特徴を表 3.1-1 に、また主要施設における放射線管理設備等を表 3.1-2 に示す。
表 3.1-1 核燃料取扱施設の放射線管理の特徴
主な核種

特・ 被ばく管理：U、 235U、 236U、 238U
238
Pu、 239Pu、 240Pu、 241Pu、 242Pu
241
Am 等
234

プルトニウム
燃料施設

・ 放出管理：U、 Pu

・ 被ばく管理：U、 235U、 236U、 238U
238
Pu、 239Pu、 240Pu、 241Pu、 242Pu
241
Am 等
F P 核種（ 90 S r / 90 Y 、 95 Zr/ 95 Nb、
106
R u / 106R h 、 134Cs、 137Cs、
144
Ce/ 144Pr）
234

再処理施設

・ 放射性物質（60Co、 54Mn）
・ 放出管理：3
H、 14C、 85Kr、 129I、 Pu 等徴・ Pu に対するα放射能汚染管理・241

Am のγ線や Pu 取扱いによる中性子線に対する被ばく管理・ 吸入被ばくなどによる内部被ばく防止
・ 臨界事故を想定した臨界警報装置の設置
・ グローブボックス（以下、「GB」という。
）作業の管理、負圧管理、Pu 回収設備
・ 排気、排水管理
・ Pu に対するα放射能汚染管理
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・

241

Am のγ線や Pu 取扱いによる中性子線に対する被ばく管理
吸入被ばくなどによる内部被ばく防止
臨界事故を想定した臨界警報装置の設置
セル内の高線量作業の管理
FP 核種によるβ・γ線被ばく管理
工程分析試料取扱に伴う手部被ばく管理
区域区分管理排気、排水管理
環境モニタリングの実施
長半減期核種の環境モニタリングの実施（129I）※ 旧法律名称「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」-6-

JAEA-Review 2023-045

表 3.1-2 令和 2 年度サイクル研究所における放射線管理設備等

施設

再処理廃止措置
技術開発センター

管理
区域
面積
(m2)

116,300

排気モニタ
(ch)

排気筒

局所・
中間

臨界
警報
装置
(ch)

エア
スニ
ファ

ｎ

-

-

線量

表面

195

7

7

523

311

344

ダスト
モニタ
(ch)

エリア
モニタ
(ch)

α

β

γ

30

84

定点ポイント

32

56

（注 1）

（注 1）

9

－

66

－

18

17

22

456

204

507

プルトニウム燃料
技術開発センター

54,235

環境技術開発センター

41,810
(注 2)

9

－

6

13

19

2

1

244

186

233

放射線管理部820(注 2)

－

－

－

－

－

－

－

8

18

16

合 計

213,165

50

56

102

97

232

26

30

1,231

719

1,100

(注 2)

(注 1) 検出器の総数で、排気筒の排気モニタは各 2 系列構成。
(注 2) 管理区域面積は核燃料物質使用変更許可申請書から引用、施設によっては非管理区域も含んでいる場合もある。

3.2 再処理施設の放射線管理状況（1）令和 2 年度における主要トピックス
放射線管理用機器の保守に係る対応として、廃棄物処理場（AAF）のガンマ線エリアモニタ
及びベータ線ダストモニタの現場警報器について音声合成警報器の部品交換を実施した。

3.2.1 作業環境の放射線監視結果（1）線量率の管理
令和 2 年度において、
エリアモニタによる連続監視及びサーベイメータによる測定の結果、すべて管理目標値（グリーン区域：12.5 μSv/h、アンバー区域：25 μSv/h）未満であった。
注）管理区域内は放射線リスクにより、グリーン区域、アンバー区域等に区分している。

(2) 空気中放射性物質濃度の管理
令和 2 年度において、ダストモニタ及びエアスニファにより、作業環境の空気を 1 週間連続採取した捕集ろ紙の測定を実施した結果、管理目標値※を超える値は検出されなかった。
なお、管理区域内は負圧管理されているため、外気が流入しやすい管理区域境界付近のエリアでは、東京電力福島第一原子力発電所事故（以下、「事故」という。）起源の放射性核種の影響により全β放射能濃度（一週間平均濃度）が検出下限濃度（4×10-9 Bq/cm3）を超えて検出される場合もあった。
※管理目標値（全α：239Pu、全β:90Sr 1 週間平均で濃度限度×1/10×1/5）-7-

JAEA-Review 2023-045(3) 表面密度の管理
令和 2 年度において、スミヤ法による試料採取・測定を実施した結果、管理区域内の表面
密度は、すべて管理目標値（α：4×10-2 Bq/cm2、β：4×10-1 Bq/cm2）未満であった。

3.2.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況
本年度の特殊放射線作業（以下、「特作」という。
）は、合計で 125 件 (A2 特作を除く) が実施された。本年度は、各担当課における施設・設備の保守点検作業等が行われ、これらの作業に対する計画の立案、作業中の放射線防護に係る放射線管理上の指導、助言及び支援などを確実に行った。
表 3.2.2 に再処理廃止措置技術開発センター内各課における特作実施件数と集団実効線量の実績を、図 3.2.2-1 に個人の実効線量の計画値に対する実績値を示す。
また、本年度実施された特作一例として、分析所で実施されたセル系排風機(107K23)の整備(事前処置)、令和 2 年度 第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新について紹介する。
表 3.2.2 再処理技術開発センターにおける特作実施件数と集団実効線量（令和 2 年 4 月～令和 3 年 3 月）
（線量単位：人・mSv）

部名

課室名

計画管理課
品質保証課
技術部
核物質管理課廃止措置技術課
ガラス固化管理課
ガラス固化部 ガラス固化技術課
ガラス固化処理課
施設管理課
前処理施設課
化学処理施設課
施設管理部 転換施設課
施設保全第1課
施設保全第2課
分析課
環境管理課
環境保全部 処理第1課
処理第2課
線量計測課
放射線管理部 環境監視課
放射線管理第2課
合 計

S1
A1
S2
件数 線量 件数 線量 件数 線量
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
2
<0.1
0
―
0
―
0
―
0
―
1
<0.1
3
<0.1
0
―
0
―
0
―
0
―
12 19.5
6
<0.1
0
―
0
―
0
―
0
―
26
2.8
1
<0.1
3
2.3
0
―
9
<0.1
0
―
5
25.4
0
―
0
―
5
<0.1
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
13
0.4
0
―
0
―
13 <0.1
1
<0.1
0
―
14
0.1
0
―
0
―
7
0.1
1
<0.1
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
0
―
3
<0.1
0
―
2.3
0
―
108 48.3 17

-8-

合 計
件数
線量
0
―
0
―
2
<0.1
0
―
4
<0.1
0
―
18
19.5
0
―
27
2.8
12
2.3
5
25.4
5
<0.1
0
―
13
0.4
14
<0.1
14
0.1
8
0.1
0
―
0
―
3
<0.1
125
50.6

JAEA-Review 2023-045(mSv)

計画値の4/33.5

3.0

実績実効線量

2.5

2.0

1.5
計画値の1/3

1.0

0.5

0.0
0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

計画実効線量2.5

3.0

3.5 (mSv)（注）<0.1mSvは全て0.1とした

図 3.2.2-1 個人の実効線量の計画値に対する実績値(1) セル系排風機（107K23）の整備（事前処置）
1）作業概要分析所の A023 室に設置されているセル系排風機（107K23）において、開放型軸受やシャフトの交換等の整備作業を実施するにあたり、排風機内部の事前モニタリン
グを実施した。
事前モニタリングを実施するにあたり排風機を開放する必要があるため、プルトニウム等による内部被ばく防止の観点から、エアラインマスクでの作業を想定し、4 室からなるグリーンハウス（以下、「GH」という。
）を設営して汚染管理を行った。
本作業における放射線管理結果及び作業対象物等の写真を図 3.2.2-2 に示す。

-9-

JAEA-Review 2023-045

対象機器全景グリーンハウス入口

対象機器養生状態

グリーンハウス側面（作業区域）

図 3.2.2-2 作業風景写真：セル系排風機（107K23）の整備（事前処置）- 10 -

JAEA-Review 2023-045

2）作業中の放射線管理① 線量率の管理
線量率の管理は、作業中適宜、対象物並び作業区域の線量率測定を実施した。その結果、作業実施時の作業対象物の最大線量率は、対象排風機の吸入ダクト表面におけるγ：2.0 μSv/h、βγ：2.0 μSv/h であり、計画値（γ：12 μSv/h、βγ：
12 μSv/h）を下回る結果であった。また、作業区域の最大線量率については、GH1内の主作業区域空間でγ：3.0 μSv/h、βγ：3.0 μSv/h であり、計画値（γ：3.5
μSv/h、βγ：3.5 μSv/h）を下回る結果であった。線量率の測定結果は全て計画値未満の値であり、管理上の問題はなかったが、作業中の管理として主作業区域の放射線状況について適宜作業者へ周知することで注意喚起を行い、更なる被ばく低減に努めた。
② 表面密度の管理
表面密度の管理は、作業開始時及び作業中適宜汚染状況を確認するため、対象物及び作業エリアについて、スミヤ法（残留汚染管理として一部αダイレクトサーベ
イを併用）にて実施した。
その結果、作業中の最大値は対象排風機内部（吸入コーン）でのα：3.3×101 Bq/cm2、
βγ:1.1×102 Bq/cm2 であり、計画値（α：4.0×101 Bq/cm2、βγ:8.0×101 Bq/cm2）に対してβγ値が上回ったが、ビニルバッグ養生等を利用して汚染拡大防止を図るとともに、負圧管理、空気中放射性物質濃度の監視強化さらに適宜汚染検査及び除染を行いながら作業を遂行した結果、主作業区域外への汚染の拡大はなく、表面密度管理に問題はなかった。
身体汚染管理においても、作業期間中汚染が検出されることはなく適切に管理されており、作業者の汚染管理上の問題はなかった。
残留汚染管理については、対象機器及び当該エリアに残存する固着性汚染等を養生等により密封しており、作業の都度汚染検査を行い、汚染マップの更新や養生の点検等を行うなど、今後も管理を継続していく。
③ 空気中放射性物質濃度の管理
空気中の放射性物質濃度は、過去の同種作業の実績値（表面密度の最大値
α:1.0×102 Bq/cm2、βγ:2.1×102 Bq/cm2）に再浮遊係数（2×10-7cm-1）を乗じて推定した値を呼吸保護具の選定に係る予想最大濃度（管理値）とし、α：2.0×10-5
Bq/cm3、βγ:4.2×10-5 Bq/cm3 を算出した。また、呼吸保護具は、着用限度が予想濃度を十分上回るエアラインマスクを選定（表面密度の実測値が、計画値を下回るなど、汚染拡大防止措置が図られる場合は全面マスクを選定）して作業を実施した。
作業区域内における空気中の放射性物質濃度管理は、仮設アルファ線ダストモニ
タ及び既設エアスニファにより作業中連続して GH 内・外の監視・測定を行うことに- 11 -

JAEA-Review 2023-045

より、日々の空気汚染管理を確実に行った。その結果、GH1 内において、GH1 内整理・除染時に最大で 12 cpm のダスト濃度の上昇が確認されたが、全面マスク作業時の管理値（90 cpm）を下回る値であった。また、ろ紙回収後の放射能測定装置及び空気試料測定装置による最終評価においては、GH1 内においてα:3.8×10-9 Bq/cm3の有意値が検出されたが、予想最大濃度及び全面マスクの着用限度を十分下回る値であり、呼吸保護具の選定に問題はなかった。その他 GH2 内、GH 外においては全て検出下限値未満であり、空気汚染管理上問題なかった。
これらの作業結果から、作業中のビニルバッグ養生等を利用した汚染拡大防止措
置、負圧管理及び除染等を適宜行っていたことが、ダスト濃度の上昇等の抑制に効果的に働いたと考えられる。
④ 作業者の被ばく管理
本作業における個人の計画被ばく線量算出については、作業場所及び対象機器の事前モニタリング結果及び過去の同種作業の実績から、実効線量、等価線量（体幹部・皮膚）及び等価線量（末端部・皮膚）いずれも検出下限値未満（X mSv）と被ばく線量を推定・評価し、作業を実施した。
作業者の被ばく管理については、APD（警報付きポケット線量計）を着用し日々の管理を実施するとともに、測定結果を累積・評価した。
その結果、計画通り作業者全員が実効線量、等価線量（体幹部・皮膚）及び等価線量（末端部・皮膚）いずれも検出下限値未満（X mSv）であり、被ばく管理に問題はなかった。
(2) 令和 2 年度 第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新
1） 作業概要
TVF 施設 A212 に設置している第二付属排気筒トリチウムサンプラ及びカーボン
サンプラを更新した。装置の冗長化を図るために同様の装置を同施設 A212 に 1 台設置した。また、同施設 G140 室に監視するための状態表示用モニタを設置し、サンプラとモニタ間に新規の制御ケーブルを敷設した。
本作業における放射線管理結果及び作業風景写真を図 3.2.2-3 に示す。

2） 作業中の放射線管理
イ）線量率の管理
線量率管理は、作業中適宜対象物並び作業エリアの線量率測定を実施した。その結果、γ及びβγ共に<1.0 μSv/h であり、計画値どおり全て検出下限値未満であり問題はなかった。

- 12 -

JAEA-Review 2023-045ロ）表面密度の管理
表面密度管理は、作業開始時及び作業中適宜汚染状況の有無を確認するため、対象物及び作業区域についてスミヤ法にて実施した。
その結果、α：<4.0×10-2 Bq/cm2、βγ：<4.0×10-1 Bq/cm2 であり、計画値通り
全て検出下限値未満であり問題はなかった。
ハ）空気中放射性物質濃度の管理
空気中の放射性物質濃度は、過去の実績において一度も汚染が確認されていないことから、表面密度にて管理を行った。
その結果、対象物及び作業区域において表面汚染がないことから、作業期間中全て検出下限値未満であると評価した。
二）作業者の被ばく管理
本作業における個人の最大計画被ばく線量算出については事前モニタリングの結果から、実効線量 <0.1 mSv・等価線量（体幹部）<0.1 mSv・等価線量（手部）<0.1
mSv と作業項目毎の放射線状況の被ばく線量を評価・推定し作業を実施した。
作業者の被ばく管理については、MD（半導体ポケット線量計）を着用し日々の管理を実施するとともに管理・評価した。
その結果、作業者の個人被ばくは、実効線量 <0.1 mSv・等価線量（体幹部）<0.1
mSv・等価線量（手部）<1.0 mSv であり、作業者全員が記録レベル未満で問題はなかった。

トリチウムサンプラ全体（更新前）

トリチウムサンプラの酸化炉（更新前）

図 3.2.2-3 作業風景写真：第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新（1/2）- 13 -

JAEA-Review 2023-045

作業風景（旧サンプラ解体時）

旧トリチウムサンプラ撤去後作業風景（チャンネルベース設置時）

設置完了

図 3.2.2-3 作業風景写真：第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新（2/2）

3.2.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況（1）核燃料物質等
管理区域から搬出される核燃料物質及び核燃料物質で汚染された物に対し、再処理施設保安規定に基づき搬出入（運搬）に係る線量率及び表面密度の測定を行い、すべて管理基準値
以下であった。
搬出件数の内訳は、放射性固体廃棄物、分析試料等の再処理施設内の各建屋間（貯蔵施設等）の移動に伴うものが大半を占めていた。詳細な件数内訳を図 3.2.3-1 に示す。また、低放射性固体廃棄物の搬出状況を図 3.2.3-2 に示す。

- 14 -

JAEA-Review 2023-045

図 3.2.3-1 核燃料物質（低放射性固体廃棄物を除く）等の搬出状況（令和 2 年度）- 15 -

JAEA-Review 2023-045

800

年間総数

4790個

700
650
593

600

500

480
445

個
数
（ 400
個
）

405

404
353

303

375 366

293

300

200
123
100

0

令和2年

4

5

令和3年
6

7

8

9

10 11

12

1

2

3（月）

図 3.2.3-2 再処理施設での低放射性固体廃棄物の搬出状況（令和 2 年度）- 16 -

JAEA-Review 2023-045（2）物品等
管理区域から搬出された物品等について、再処理施設保安規定（物品等の搬出）に基づき搬出時の汚染検査を行った。図 3.2.3-3 に物品の搬出状況を示す。これらの測定の結果は、全て検出下限値未満であった。

800

700

年間総数
600

561 557 571

566
540

6337件

586
560
529

500
500
件
数
（
件 400
）

491

471
405

300

200

100

0
令和2年
4
5

6

7

8

9

10

11 12

令和3年
1 2

3（月）

図 3.2.3-3 再処理施設における物品等搬出状況（令和 2 年度）- 17 -

JAEA-Review 2023-045（3）平成 26 年度から令和 2 年度の推移
核燃料物質等、低放射性固体廃棄物及び物品等について平成 26 年度から令和 2 年度の年度別推移を図 3.2.3-4 に示す。また、図 3.2.3-5 に核燃料物質等、低放射性固体廃棄物及び物品等の年度別搬出状況を示す。

1000

900

800

700

667
632

633
600
件
数
（ 500
件
）

419

418
381

400

300

174

200

100

0
H26年

H27年

H28年

H29年

H30年

R1年

R2年

図 3.2.3-4 再処理施設における搬出状況の年度別推移（核燃料物質等）（1/3）- 18 -

JAEA-Review 2023-045

10000

9000

8000
7167
7000

6000
個
数
（ 5000
個
）

4790

3920

4000

4145

4209

H30年

R1年

3643
3186

3000

2000

1000

0
H26年

H27年

H28年

H29年

R2年

図 3.2.3-4 再処理施設における搬出状況の年度別推移（低放射性固体廃棄物）（2/3）- 19 -

JAEA-Review 2023-045

10000

9000

8000

7000
6337
6000
件
数
（ 5000
件
）

4939

4957

4698
4427

4000

3000

2000

1868

1821

H27年

H28年

1000

0
H26年

H29年

H30年

R1年

R2年

図 3.2.3-4 再処理施設における搬出状況の年度別推移（物品等）（3/3）- 20 -

JAEA-Review 2023-045

図 3.2.3-5 低放射性固体廃棄物及び物品、核燃料物質等の搬出状況- 21 -

JAEA-Review 2023-045

3.2.4 管理区域等の設定・解除
再処理施設保安規定に定める管理区域以外の場所を、一時的に管理区域として指定した区域（一時管理区域）及び解除した区域を表 3.2.4 に示す。
表 3.2.4 再処理施設における管理区域の設定の状況（令和 2 年度）
期間
R2.08.17

建屋名
分析所

室名
ユーティリティ室（W004）～R2.09.18

入気室（W006）
ユーティリティ分配室（W007）
配管通路室（W032）
試験室の地下（W040）

R2.09.09

屋外

バルブボックス～R2.09.10
R2.09.10

T6 トレンチ内及び入口周辺

屋外

T7 トレンチ内及び入口周辺

T19 トレンチ

T19 トレンチ内

第 2LASWS 貯留槽ピット

第 2LASWS 貯留槽ピット周辺

分析所

ユーティリティ室（W004）～R2.09.11
R2.10.07～R2.10.09
R2.10.13～R2.10.15
R3.02.01～R3.02.24

入気室（W006）
ユーティリティ分配室（W007）
配管通路室（W032）
試験室の地下（W040）

3.2.5 再処理施設 施設定期自主検査
令和 2 年 12 月 7 日から 12 月 10 日にかけて、令和 2 年度施設定期自主検査として、「建
家・構築物の健全性確認」を行った。その結果、異常は確認されなかった。

3.2.6 再処理施設 原子力規制検査
原子炉等規制法第 50 条の 5 に基づき、原子力規制検査が行われた。表 3.2.6 に原子力規制検査実施状況を示す。

- 22 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.2.6 原子力規制検査実施状況（令和 2 年度）
（1/2）
実施日時

結 果

令和 2 年 4 月 27 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 20 分
令和 2 年 6 月 4 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 10 分～10 時 40 分
令和 2 年 6 月 24 日

コメント、指摘等はなかった。

13 時 30 分～14 時 30 分
令和 2 年 7 月 13 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 45 分
令和 2 年 7 月 28 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 30 分
令和 2 年 8 月 27 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 30 分
令和 2 年 9 月 4 日

コメント、指摘等はなかった。

13 時 30 分～13 時 50 分
令和 2 年 9 月 7 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 30 分
令和 2 年 9 月 23 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 40 分
令和 2 年 10 月 6 日

コメント、指摘等はなかった。

17 時 05 分～17 時 30 分
令和 2 年 10 月 15 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 10 分～10 時 35 分
令和 2 年 10 月 20 日

コメント、指摘等はなかった。

16 時 30 分～17 時 10 分
令和 2 年 10 月 26 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 10 分～11 時 00 分
令和 2 年 11 月 13 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 05 分～10 時 25 分
令和 2 年 11 月 24 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 15 分～10 時 45 分
令和 2 年 11 月 25 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 40 分

- 23 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.2.6 原子力規制検査実施状況（令和 2 年度）
（2/2）
実施日時

結 果

令和 2 年 12 月 16 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 30 分
令和 2 年 12 月 24 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 10 分～10 時 35 分
令和 3 年 2 月 8 日
10 時 00 分～10 時 30 分

コメント、指摘等はなかった。

13 時 30 分～14 時 30 分
令和 3 年 2 月 17 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～11 時 00 分
令和 3 年 3 月 11 日

コメント、指摘等はなかった。

10 時 00 分～10 時 30 分

3.2.7 プルトニウム転換技術開発施設臨界警報装置の臨界監視機能の停止について
3.2.7-1 概要
令和 2 年 11 月 21 日(土)に分析所安全管理室（CB G220）において、プルトニウム転換技術開発施設（以下、「PCDF」という。
）に設置している臨界警報装置による臨界監視が13 時 41 分頃に停止していることを 15 時 10 分頃に確認した。
PCDF に設置された定置式モニタ（ガンマ線エリアモニタ、中性子線エリアモニタ、プ
ルトニウムダストモニタ及び中間排気モニタ）及び主排気筒排気モニタの 13 時 41 分頃
以降の指示値に異常は認められていない。なお、PCDF においては、11 月 20 日(金)17 時
以降の核物質の移動は実施しておらず、各当直の現場巡視でも異常は認められていない。

3.2.7-2 原因及び仮復旧
その後の調査により、停止の原因は他部署の作業（高放射性廃液貯蔵場（HAW）周辺地
盤改良工事）において行われた掘削作業により PCDF⇔分析所間に埋設されていた当該装
置用電源ケーブルを切断したことによるものと判明した。
このため、切断された電源ケーブルの復旧を依頼し、11 月 22 日（日）に仮設電源ケーブルによる電源供給再開を受け、線量計測課による装置の起動及び健全性確認を行い、不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領書（放 Q-K）に基づく特別採用※にて臨界警報
装置による臨界監視を再開した。
※…仮設電源ケーブルによる電源供給再開については、本来のケーブル配線ルートである埋設敷設ではなく、地上の仮設ルートにて敷設されていることから、特別採用として放射線管理部長に承諾を受けたものである。

- 24 -

JAEA-Review 2023-045

3.3

核燃料物質使用施設等の放射線管理状況
核燃料物質使用施設等の主な運転状況を以下に記述する。
【環境技術開発センター】

・ B 棟では、フード設備の解体撤去作業、施設の維持・管理が継続して行われた。
・ 高レベル放射性物質研究施設（以下、「CPF」という。
）では、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けて、燃料デブリの取り出し準備及び汚染水処理で発生する放射性廃棄物の処理・処分技術開発に関する試験研究等が行われた。また、使用済燃料等を用いた核燃料サイクルのプロセスや機器の技術開発が行われた。
・ J 棟では、ウラン廃棄物の処理技術開発としては、高温の水蒸気を用いて有機物を分解する水蒸気改質処理試験装置を設置し難処理有機廃棄物の処理に係る試験が行われた。
・ 東海事業所第 2 ウラン貯蔵庫では、UF6 の貯蔵及び施設の維持・管理が継続して行われた。
・ ウラン系廃棄物貯蔵施設（以下、「UWSF」という。
）では、ウラン系取扱施設で発生した放射性廃棄物（フィルタ）の受け入れ作業等が行われた。
・ 第 2 ウラン系廃棄物貯蔵施設（以下、「第 2UWSF」という。
）では、ウラン系廃棄物の受け入れ、詰替室のパネルハウス内にてドラム缶の内容物詰替え作業及び M 棟への払い出し作業が行われた。
・ 焼却施設では、ウラン系取扱施設で発生した放射性可燃廃棄物の焼却作業が継続して行われた。
・ L 棟では、施設の維持・管理が継続して行われた。また、三菱原子燃料株式会社から劣化ウラン粉末を受け入れる準備が行われた。
・ 洗濯場では、ウラン系取扱施設等で使用した管理区域内作業衣類の洗濯業務が継続して行われた。
・ 地層処分放射化学研究施設（以下、「クオリティ」という。
）では、地下深部の環境を模擬した条件における放射性物質の化学特性や移行挙動に関する基礎データ等を取得するための試験が行われた。
・ 廃油保管庫、廃水処理室、M 棟、A 棟及び応用試験棟では、施設の維持・管理が継続して行われた。
A 棟、J 棟、東海事業所第 2 ウラン貯蔵庫、第 2UWSF、焼却施設、廃水処理室、M棟、応用試験棟、L 棟及び洗濯場では、施設の消費電力の低減を図ることを目的とし、給排気設備を計画的に停止した。
【プルトニウム燃料技術開発センター】
・ プルトニウム燃料第一開発室（以下、「Pu-1」という。
）では、小規模 MOX 試験及び分析・物性測定等が行われた。
・ ウラン貯蔵庫では、継続的な貯蔵管理が行われた。
・ プルトニウム燃料第二開発室（以下、「Pu-2」という。
） では、残存核燃料物質の処理- 25 -

JAEA-Review 2023-045

作業が令和元年から継続され、7 月からは 2 交替勤務で行われた。小規模 MOX 試験及び分析・物性測定等が行われた。F-104 でのグローブボックス解体・撤去作業(S2 特作)が行われた。
・ プルトニウム燃料第三開発室（以下、「Pu-3」という。
）では、各種試験試料等の計量分
析及び設備の保守点検等が行われた。また残存汚染リスクの高い工程室（FP-111、CP-102、CP-105）における汚染検査等、FP-101 のグローブボックス(S2 特作) 解体・撤去作業が行われた。
・ プルトニウム廃棄物処理開発施設（以下、「PWTF」という。
）では、第 2 難燃物焼却設備のスプレー塔更新作業、廃棄物前処理作業や設備の保守点検が行われた。
・ プルトニウム廃棄物貯蔵施設（以下、「PWSF」という。
）では、令和元年に引き続き管理区域解除に向けた物品搬出及び汚染検査（G1 作業）、フィルタ交換・払出作業が開始された。
・ 第二プルトニウム廃棄物貯蔵施設（以下、「第 2PWSF」という。
）では、プルセンター施設からの放射性廃棄物の受け入れが行われた。
・ 燃料製造機器試験室（以下、「モックアップ室」という。
）では、施設の廃止措置に向けてフード、廃液ピット、排水処理設備及び排気設備等の解体撤去作業が行われた（令和2 年 5 月～）。
【放射線管理部】
・ 安全管理棟では、各部・センターからの依頼による放出判定サンプル等の分析作業及び環境監視業務等が継続して行われた。
・ 計測機器校正室では、放射線管理機器の点検・校正が継続して行われた。

3.3.1 作業環境の放射線監視結果
作業環境の線量率、空気中放射性物質濃度及び表面密度を監視した結果、作業環境の線量率、表面密度の管理において管理目標値を超えるものはなかった。

(1) 線量率の管理
エリアモニタによる連続監視及びサーベイメータによる測定の結果、使用施設は全て管理目標値（CPF：（グリーン区域）12.5 μSv/h、（アンバー区域）200 μSv/h、
CPF 以外の施設：50 μSv/h）以下、RI 取扱施設も全て管理の目安値以下であった。
(2) 空気中放射性物質濃度の管理
定置式空気モニタ及びエアスニファによる一週間連続採取及びろ紙測定の結果は、全施設において全て管理目標値以下であった。主な施設の対象核種を表 3.3.1 に示す。

- 26 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.3.1 主な施設の主要核種
施 設

全α

全β

プルトニウム取扱施設

238

CPF

241

ウラン取扱施設

234

U

106

RI取扱施設(クオリティ)

244

Cm

210

Pu
Am

106

Ru
Ru
Pb

(3) 表面密度の管理
スミヤ法による試料採取・測定を実施した結果、全て管理目標値（α：4×10-2
Bq/cm2、β：4×10-1 Bq/cm2）以下であった。

- 27 -

JAEA-Review 2023-045

3.3.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況
令和 2 年度は 83 件の特殊放射線作業に対する計画の立案、核物質防護に係る放射線管理上の指導、助言及び支援などを実施した。
特殊放射線作業の実施件数と集団実効線量の実績を表 3.3.2-1 に示す。また、特殊放射線作業の実施状況を 2 件紹介する。
表 3.3.2-1 令和 2 年度使用施設における特殊放射線作業の実施件数と集団実効線量（単位：人･mSv）
S1

部署・施設名

合計

線量

件数

線量

件数

線量

件数

線量

CPF

0

－

18

＜0.1

19

0.2

37

＜0.1

J棟

0

－

3

＜0.1

3

＜0.1

第 2UWSF

0

－

1

＜0.1

1

＜0.1

Pu-1

0

－

9

22.2

9

22.2

Pu-2

0

－

15

46.3

15

46.3

Pu-3

0

－

10

103.3

10

103.3

モックアップ

0

－

4

＜0.1

4

＜0.1

PWSF

0

－

4

＜0.1

4

＜0.1

0

－

64

171.8

83

171.8

プルトニウム燃料
技術開発センター

計

(1)

A1

件数

環境技術
開発センター

合

S2

19

0.2

Pu-2 におけるグローブボックスの解体・撤去作業① 作業概要湿式室(1)(2)（A-104、F-104）に設置されているグローブボックス W-4、5、61、6-2 設備の解体・撤去作業が、令和 2 年 5 月 21 日から令和 3 年 3 月 31 日の期間で実施された。
② 作業者の被ばく低減措置
本作業は、解体用 GH を設営し、エアラインスーツにより解体・撤去を実施した（図 3.3.2-1 参照）。高線量箇所については、鉛シートによる遮蔽を行い被ばく低減に努めた。

- 28 -

JAEA-Review 2023-045③ 作業中の放射線管理
1) 線量率の管理
作業開始前及び作業中適宜、作業エリアの線量率を測定し、被ばくの低減に努めた。作業期間中の最大値は解体する GB の表面でγ線：400 μSv/h、中性
子線：1.6 μSv/h であった。
2) 空気中放射性物質濃度の管理
GH-1、2 については可搬型α線用空気モニタで連続監視を実施し、空気中放射性物質濃度の最大値は GH-1 内での GB 内装機器細断時で 3.0×10-4 Bq/cm3（計
画値：5.6×10-4 Bq/cm3、エアラインスーツ着用限度：5.6×10-3 Bq/cm3）であり問題なく管理することができた。その他の作業エリアはエアスニファで管理し、測定の結果は全て検出下限値未満であった。
3) 表面密度の管理作業期間における表面密度の最大値は、「採取ポイント GH-1 出口」で 8.9×
102 Bq/cm2（計画値：1.6×103 Bq/cm2）であり問題なく管理することができた。
その他の作業エリアは全て検出下限値未満であった。
4) 作業者の被ばく管理
作業員は胸部にポケット線量計を着用し、作業期間毎の管理値を超えないよう管理が実施された。被ばく管理結果は、GH 内作業が始まった第 4 四半期が最大で実効線量実績値は 0.2 mSv（計画値:1.5 mSv）
、等価線量実績値は 0.2 mSv（計画値:2.1 mSv）であり、計画値を超えることなく管理できた。

図 3.3.2-1 エアラインスーツによる GH-1 内解体作業風景(2)

Pu-3 におけるグローブボックスの解体・撤去作業① 作業概要粉末調製室(1)（FP-101）に設置されている造粒・整粒設備(FPG-03b)・添加剤
混合設備（FPG-03c）の解体・撤去作業が、令和 2 年 4 月 1 日～令和 3 年 3 月 31日の期間で実施された。

- 29 -

JAEA-Review 2023-045② 作業者の被ばく低減措置
本作業は、解体用 GH を設営し、エアラインスーツにより解体・撤去を実施した（図 3.3.2-2 参照）。高線量箇所については、鉛シートによる遮蔽を行った。
③ 作業中の放射線管理
1) 線量率の管理
作業開始前及び作業中適宜作業エリアの線量率測定を継続して行い、被ばくの低減に努めた。作業期間中の最大値は搬送設備（FPG-03a）ポート部が
γ線：1500 μSv/h、中性子線：2.0 μSv/h であった。
2) 空気中放射性物質濃度の管理
室内は定置式α線用空気モニタで管理を実施し、GH-1、2 については可搬型α
線用空気モニタで連続監視し GH-3、4 その他作業エリア内をエアスニファで行った。作業期間中の空気中放射性物質濃度の最大値は GH-1 内での GB 内装機器
解体時で 4.3×10-3 Bq/cm3、GH-2 での作業者除染時で 1.1×10-5 Bq/cm3 であり、その他のエリアは全て検出下限値未満であった。なお、GH-1 の最大値はエアラ
インスーツ着用限度（5.6×10-3 Bq/cm3）以下である。
3) 表面密度の管理
作業期間中の表面密度の最大値は、「採取ポイント GH-1 出口」で 1.6×103
Bq/cm2、「採取ポイント GH-2 床面」で 1.0 Bq/cm2 であり、その他 GH-3、4 及び室内の作業区域は全て検出下限値未満であった。
4) 作業者の被ばく管理
作業員は胸部にポケット線量計を着用し、作業期間毎の管理値を超えないよう管理が実施された。被ばく管理結果は、第 4 四半期の実効線量計画値は 3.4
mSv、等価線量計画値は 31.0 mSv に対し、実効線量実績値は 2.0 mSv、等価線
量実績値は 17.4 mSv であり計画値を超えることなく管理できた。

図 3.3.2-2 エアラインスーツによる GH-1 内での解体作業風景- 30 -

JAEA-Review 2023-045

3.3.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況(1) 核燃料物質等
周辺監視区域内における核燃料物質等の搬出に伴い、核燃料物質使用施設保安規定等に基づく運搬物の表面密度及び運搬物、輸送車両の線量率の測定を行った。
核燃料物質等の搬出件数は令和 2 年度で 337 件であり、測定の結果、全て管理基準値以下であった。
図 3.3.3-1 に核燃料物質等の搬出件数の推移を示す。

図 3.3.3-1 使用施設における核燃料物質等の搬出件数の推移- 31 -

JAEA-Review 2023-045(2) 物品等の搬出状況
管理区域から物品を搬出する際にサーベイを実施し、核燃料物質使用施設保安規定等に基づく搬出の確認を行った。
搬出サーベイ件数は令和 2 年度で 6,104 件であり、測定の結果は全て管理基準値
以下であった。
図 3.3.3-2 に物品搬出件数の推移を示す。

図 3.3.3-2 使用施設における物品搬出件数の推移

3.3.4 管理区域等の設定・解除
令和 2 年度は核燃料物質使用施設保安規定等に基づく管理区域の設定及び解除はな
かった。一時管理区域の指定・解除に係る対応は 6 件であった。表 3.3.4-1 に一時管理区域の指定・解除を示す。
保安規則に基づく一時管理区域の指定・解除に係る対応は 3 件であった。表 3.3.42 に一時管理区域の指定・解除を示す。
この期間の表面密度及び線量率の測定結果は、保安規定等に定められている基準値
以下であることを確認した。

表 3.3.4-1 一時管理区域の指定・解除（保安規定対象施設）
適用区域

指定日

解除日

指定理由

B棟

R2.8.24

R2.8.24

B 棟裏大扉前：廃棄物搬出B棟

R2.9.14R2.9.14

B 棟裏大扉前：廃棄物搬出B棟

R2.9.15

R2.9.15

B 棟裏大扉前：廃棄物搬出焼却施設

R2.10.14

R2.10.14

排水受槽：排水受槽年次点検

B棟

R3.3.10R3.3.11

B 棟第二排水受槽：工事

UWSF

R3.3.18

R3.3.18

屋外廃水ピット：屋外廃水ピット年次点検- 32 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.3.4-2 一時管理区域の指定・解除（保安規則対象施設）
適用区域

指定日

解除日

指定理由

洗濯場

R2.12.22

R2.12.22

廃水受槽：洗濯場廃水受槽年次点検

モックアップR3.3.1R3.3.2

屋外：埋設配管撤去工事

モックアップR3.3.8R3.3.30

屋外排水受槽：屋外排水受槽の一部撤去工事

令和 2 年度、保安規定に基づく管理区域に係る遵守事項等の適用除外はなく、保安規則に基づく管理区域に係る遵守事項等の適用除外に係る対応は 4 件であった。表 3.3.4-3 に管理区域に係る遵守事項の適用除外一覧を示す。
適用除外に伴う表面密度及び線量率の測定結果は、保安規定等に定められている基準値以下であることを確認した。

適用区域

表 3.3.4-3 管理区域に係る遵守事項等の適用除外一覧
除外日
復帰日
除外理由

計測機器
校正室

R2.10.8

R2.10.9

屋外管理区域：除草作業及び除草剤散布のため。

計測機器
校正室

R2.11.16

R2.11.16

屋外管理区域：除草作業及び除草剤散布のため。

計測機器
校正室

R3.1.29

R3.1.29

照射室(B)：空調機修理のため。

R3.2.12照射室(A)、照射室(B)、屋外管理区域：天井クレーン荷重に伴う検査用ウェイトの搬入出作業のため。

計測機器
校正室

R3.2.123.3.5 使用施設原子力規制検査
令和 2 年度は、原子炉等規制法の改正（R2.4.1 施行）により、原子炉等規制法第六十一条の二の二第四号第 3 項に基づき原子力規制検査が行われた。
核燃料物質使用施設原子力規制検査に係る対応状況を表 3.3.5-1 に示す。

- 33 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.3.5-1 核燃料物質使用施設原子力規制検査に係る対応状況(1/2)
No

実 施 日

1

R2.5.112

R2.5.273

R2.5.294

R2.6.45

R2.6.18

検 査 内 容結果
プルトニウム燃料第三開発
室の臨界警報装置について、
基本検査運用ガイド設計管 放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
理（BM0100）に基づく記録確認及び現場確認
プルトニウム燃料第一開発室（ウラン貯蔵庫を含む。
）について、基本検査運用ガイド
放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
放 射 線 被 ば く の 管 理（BR0010）に基づく記録確認
及び現場確認《質疑事項》
・令和 2 年 5 月 29 日実施の原子力規制検査にて第二プルトニウム廃棄物貯蔵施設の現場確認において、台プルトニウム廃棄物処理開
車等の荷物を持たない放射線管理
発施設（プルトニウム廃棄物課員 2 名が管理区域内のエレベー貯蔵施設、第二プルトニウムタを使用していたが、当該エレベー
廃棄物貯蔵施設を含む。）に
タは荷物用であり、人は乗らないとついて、基本検査運用ガイド
認識している。
放射性固体廃棄物等の管理《質疑事項に対する対応》（BR0070）に基づく現場確認・当該エレベータの使用までの経緯を説明するとともに、本件は不適合検討部会において、検討を行うと回答した。
プルトニウム燃料第三開発室について、ウォークダウン 放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
による現場確認
プルトニウム燃料第二開発
放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
室に係る記録の確認

R2.7.14

プルトニウム燃料第三開発室について、基本検査運用ガ
イド 臨界安全管理（BO2020） 放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
に基づく記録確認及び現場
確認

R2.8.17

プルトニウム燃料第二開発室について、基本検査運用ガ
イド 作業管理（BM0110）に基
づく記録確認及び現場確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

8

R2.10.7

プルトニウム燃料第三開発室の放射線管理情報（α線用空気モニタチャート等）の現場確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

9

R2.10.21

核燃料物質使用施設に係る設計図書等の保管状況の確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

10

R2.10.22

J 棟における作業事故対応訓
練の現場確認放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

67- 34 -

JAEA-Review 2023-045

表 3.3.5-1 核燃料物質使用施設原子力規制検査に係る対応状況(2/2)
No

実 施 日

検 査 内 容11

R2.11.10

高レベル放射性物質研究施
設及びプルトニウム燃料第三開発室の現場確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

R2.11.11

プルトニウム燃料第二開発室の放射線管理盤による放射線管理状況の確認及び放射線機器の点検記録の確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

R3.1.29

プルトニウム燃料第三開発室について、運転管理（BO2010）ガイドに基づく現場確認

放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。

12

13

14

R3.2.815

R3.3.23

16

R3.3.31結果

核燃料物質使用施設（政令 41条該当施設）の放射線管理記
録（線量、空気、排気、臨界）
放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
及びプルトニウム廃棄物貯
蔵施設の管理区域解除に係る測定記録の確認
プルトニウム燃料第一開発室（ウラン貯蔵庫を含む。）
放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
について、運転管理（BO2010）
ガイドに基づく現場確認
プルトニウム燃料第二開発室について、運転管理
放管 1 課に係る指摘事項等はなかった。
（BO2010）ガイドに基づく現場確認- 35 -

JAEA-Review 2023-045

4. 個人被ばく管理
サイクル研究所における放射線業務従事者等に対して、外部被ばく及び内部被ばくによる線量の測定・評価を行った。

4.1 サイクル研究所の個人被ばく状況
令和 2 年度におけるサイクル研究所の個人線量の状況は、
表 4.1 に示すとおりである。
法令に定める線量限度及び保安規定等に定める原因調査レベル（付録表 3 参照）を超える被ばくはなかった。
集団実効線量の年度別推移については、前年度（令和元年度）と比較すれば、個人の最大実効線量が 0.5 mSv 高かったが、平年並みのレベルである。図 4.1 にサイクル研究
所の集団実効線量の推移を示す。
表 4.1 令和 2 年度の個人線量の管理状況
2,702
236.4
0.1
5.8

放射線業務従事者数
集団実効線量
個人の平均実効線量*
個人の最大実効線量人（うち女性 40 名）
人・mSv
mSv
mSv

* 集団実効線量（人・mSv）を放射線業務従事者数（人）で除した値

集団実効線量（人・mSv）
放射線業務従事者数（人）

図 4.1 サイクル研究所における集団実効線量の推移

4.2 外部被ばく管理状況
4.2.1 実効線量
実効線量について、法令及び保安規定に定める線量限度及び原因調査レベル（付録
表 3 参照）を超える被ばくはなかった。

- 36 -

JAEA-Review 2023-045

次に、令和 2 年度の各四半期及び年間の各センターでの集団実効線量及び放射線業
務従事者の人数を、それぞれ図 4.2.1-1 及び図 4.2.1-2 に示す。また、表 4.2.1 に分布及び個人の最大実効線量を示す。サイクル研究所内全域にて、第 1 四半期に新型コ
ロナウイルス感染症の感染防止対策のため作業を中断した期間があり、作業時間は減
少した。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム燃料第二開発室での核燃料物質の保管体化作業並びにプルトニウム燃料第三開発室でのグローブボックス等設備撤去作業及び高線量廃棄物の整理により、集団実効線量が 38.1 人・mSv 増加した。再処理廃止措置技術開発センターでは、プルトニウム転換技術開発施設でのスラッジ安定化処理に伴うスラッジの移動、粉砕、洗浄等を実施したが、 作業場所への遮蔽体の設置も効果を発揮したと推測され、前年度から 15.6 人・mSv の減少となった。
その他の部署における被ばくは、前年度と同程度であった。また、放射線業務従事者
数は、前年度とほぼ同等であった。

図 4.2.1-1 令和 2 年度の四半期毎の集団実効線量の推移

図 4.2.1-2 令和 2 年度の四半期毎の放射線業務従事者数の推移- 37 -

JAEA-Review 2023-045

表 4.2.1 令和 2 年度の実効線量の分布及び個人の最大
管理対象
人数
（人）

検出限界
未満
（人）

0.1 mSv
以上
20 mSv
未満（人）

再処理廃止措置技術開発センター

1,030

957

73

プルトニウム燃料技術開発センター

850

694

環境技術開発センター

445

その他
研究所全体

20 mSv
以上
50 mSv
以下（人）

50 mSv を
超える
（人）

個人の
最大
(mSv)

0

0

2.5

156

0

0

5.8

441

4

0

0

0.2

377

369

8

0

0

0.1

2,702

2,461

241

0

0

5.8

- 38 -

JAEA-Review 2023-045

4.2.2 等価線量
等価線量について、法令及び保安規定に定める線量限度及び原因調査レベル（付録
表 3 参照）を超える被ばくはなかった。TLD 指リングで評価した令和 2 年度の末端部
皮膚（手部）の等価線量について、表 4.2.2 に分布及び個人の最大等価線量を示す。
表 4.2.2 令和 2 年度の末端部皮膚（手部）の等価線量の分布及び個人の最大
管理対象
人数
（人）

検出限界
未満
（人）

1 mSv 以上
50 mSv 以下（人）

50 mSv を
超える
（人）

個人の最大
(mSv)

再処理廃止措置技術開発センター

273

237

36

0

43.2

プルトニウム燃料技術開発センター

358

247

111

0

47.0

環境技術開発センター

138

133

5

0

2.5

研究所全体

769

617

152

0

47.0

4.3 内部被ばく管理状況
令和 2 年度において、放射性物質の吸入摂取等による内部被ばく事象はなかった。定常モニタリングとして、作業環境中の放射性物質濃度の測定結果による放射線業務従事者の線量評価を実施した結果、記録レベル（1mSv）未満であった。また、尿バイオアッセイ 172 人、肺モニタ 81 人、全身カウンタ 976 人の測定評価を実施した結果、全員異常は認められなかった。その他、放射線業務従事者の指名及び解除に伴う 1,431 人の全身カウンタ測定を実施した結果においても全員異常は認められなかった。表 4.3 に尿バ
イオアッセイ等の定常モニタリングの測定人数を示す。
表 4.3 定常モニタリングの測定人数

再処理廃止措置技術開発センター

定期尿バイオアッセイ(人)
U
Pu
13
16

定期
肺モニタ
(人)
16

定期全身
カウンタ
(人)
668

指名・解除に伴う全身カウンタ(人)873

プルトニウム燃料技術開発センター

54

51

51

6

11

環境技術開発センター

24

14

14

101

326

その他

0

0

0

201

221

91

81

81

976

1,431

合 計

4.4

一時立入者の線量測定状況
一時立入者として管理区域に立入った者に対する線量測定を実施している。また、再処理施設（転換施設を除く）のアンバー区域及び CPF 施設のアンバー区域などに立ち入る場合は、全身カウンタによる内部被ばくの測定を行っている。令和 2 年度において、
外部被ばく及び内部被ばく共に有意な線量は検出されなかった。令和 2 年度の一時立入- 39 -

JAEA-Review 2023-045

者の人数を表 4.4 に示す。新型コロナウイルス感染症対策のため、施設見学の制限がなされたことにより、一時立入者（［見学者］を含む）ののべ人数は令和元年度の半数となった。
表 4.4 一時立入者の人数
一時立入者(のべ人数)

一時立入者[見学者]（のべ人数）

全身カウンタ
受検者（のべ人数）

再処理廃止措置技術開発センター

459

49

251

プルトニウム燃料技術開発センター

257

168

0

環境技術開発センター

425

75

85

その他

189

25

36

1,330

317

372

合 計

4.5 眼の水晶体の等価線量限度の引き下げの対応
眼の水晶体の等価線量限度に関する国際放射線防護委員会（ICRP）の声明を受けて、日本国内では令和 3 年 4 月 1 日より、眼の水晶体の等価線量の線量限度が「1 年間 150 mSv」
から「5 年間 100 mSv かつ 1 年間 50mSv」に引き下げられる。これを受け、放射線管理部では、5 年以上にわたり、場の線量率の把握や保護具の防護効果の検証を実施し、被ばく管理及び作業管理上必要な対策を検討してきた。
令和 2 年度は、再処理施設保安規定、再処理施設放射線管理基準及び核燃料物質使用
施設放射線管理基準を改正し（令和 3 年 4 月 1 日施行）
、水晶体の等価線量に係る管理レベル（原因調査レベル及び勧告レベル）を新たに追加した。また、防護眼鏡の着用等により、眼の水晶体の 3 mm 線量当量が、胸腹部用 TLD バッジ又は頭頚部用 TLD バッジ
から評価する値と有意に異なる場合や、均等被ばくであっても線量限度に近い水晶体被ばくをする場合には、眼の近傍で測定する必要があることから、水晶体用線量計を導入することとなった。表 4.5 に、令和 3 年 4 月 1 日からの原因調査レベル及び勧告レベルを示す。ここで、プルトニウム燃料技術開発センター所掌施設における原因調査レベル
は、MOX 燃料取扱者の水晶体の等価線量の実績が考慮された値である。当該センターは、
令和 3 年度以降も継続して行う防護策の強化に合わせ、原因調査レベルを見直すことを付記された。
なお、眼の水晶体の等価線量の測定には、外部機関の水晶体等価線量測定サービス（水晶体用線量計の準備並びに使用後の測定及び結果報告。以下、「外注」という。
）を利用する。線量計測課は、平成 30 年度に開始した眼の近傍での測定方法の検討にて、所有する TLD 素子を用いて水晶体用線量計を製作する場合、配付依頼数量の増加に製作が追い付かない可能性があるという運用上の理由に加え、着用者の作業を妨げない固定方法に技術的な課題があることを確認したため、外注も視野に入れていた。令和 2 年度までの校正場での照射試験及び作業現場での着用試験より、外部機関の水晶体用線量計はサ- 40 -

JAEA-Review 2023-045

イクル研究所にて使用できると判断し、外注を選択した。
イクル研究所にて使用できると判断し、外注を選択した。
防護眼鏡の遮蔽効果に係る技術検討については、9.3.1 項に詳細を記す。
防護眼鏡の遮蔽効果に係る技術検討については、9.3.1 項に詳細を記す。
表 4.5 令和 3 年 4 月 1 日からの原因調査レベル及び勧告レベル
表 4.5 令和 3 年 4 月 1 日からの原因調査レベル及び勧告レベル
区分

放射線業務
従事者

項目

原因調査レベル

実効線量

3.7 mSv/3 月間

等価
線量

眼の
水晶体

プルトニウム燃料
技術開発センター
所掌施設

15 mSv/年
かつ
9 mSv/3 月間*

その他施設

3.7 mSv/3 月間

皮膚37 mSv/3 月間

要警戒の
勧告レベル
20 mSv/年
かつ
13 mSv/3 月間

作業制限の
勧告レベル
100 mSv/5 年
かつ50 mSv/年

20 mSv/年
かつ
13 mSv/3 月間

100 mSv/5 年
かつ50 mSv/年

130 mSv/3 月間

500 mSv/年* 実績を踏まえて令和 5 年 3 月までに見直しを行う。
* 実績を踏まえて令和 5 年 3 月までに見直しを行う。
※下線部分が今回追加した管理レベル※下線部分が今回追加した管理レベル

4.6 マスクフィットネス試験
4.6 マスクフィットネス試験
サイクル研究所の核燃料取扱施設における放射線作業では、作業者の放射性物質吸入サイクル研究所の核燃料取扱施設における放射線作業では、作業者の放射性物質吸入による内部被ばく防止のため、数種類の呼吸保護具を使用している。放射線管理部ではによる内部被ばく防止のため、数種類の呼吸保護具を使用している。放射線管理部では呼吸保護具の使用に際して、十分安全に使用することができる呼吸保護具の選定、装着
呼吸保護具の使用に際して、十分安全に使用することができる呼吸保護具の選定、装着技術等の適切な指導・助言を行っている。このうち、個人毎に貸与される半面マスクに技術等の適切な指導・助言を行っている。このうち、個人毎に貸与される半面マスクについては、マスクフィッティング装置を用いて、各個人の密着性を確認している。
ついては、マスクフィッティング装置を用いて、各個人の密着性を確認している。
マスクフィッティング装置の概要を図 4.6-1 に示す。測定装置は検出部に光散乱方式
マスクフィッティング装置の概要を図 4.6-1 に示す。測定装置は検出部に光散乱方式
パーティクルカウンターを使用し、ここでサンプリングエア中の一定体積中に存在する、
パーティクルカウンターを使用し、ここでサンプリングエア中の一定体積中に存在する、マスクのフィルタ部を通過しない程度の比較的大きな粒子個数(0.3 μm～0.5 μm)をマスクのフィルタ部を通過しない程度の比較的大きな粒子個数(0.3 μm～0.5 μm)を
計数する。
計数する。

室内側吸気口室内側吸気口マスク側吸気口
マスク側吸気口
LCD表示
LCD表示

キーボード
キーボード
ヒーター
ヒーター

排気
排気

CPUボード
CPUボード

RS232C出力
RS232C出力

制御回路
制御回路
流量計
流量計

ピンチ
バルブ
ピンチ
バルブ
パーティクルカウンター
パーティクルカウンター

ニードル
バルブ
ニードル
バルブ
ポンプ
ポンプ

図 4.6-1 マスクフィッティング装置の概要
図 4.6-1 マスクフィッティング装置の概要- 41 -

JAEA-Review 2023-045

マスクフィッティング装置での試験は、検出部に光散乱方式パーティクルカウンターを使用し、漏れ率の測定は、最初に室内エア中の粉じん粒子数を測定、次にマスク装着
者のマスク内部からエアを吸引し、そのエア中の粉じん粒子を測定し、この 2 つの値の比率を漏れ率として算出する。
試験においては、半面マスク着用者に対して装着方法の指導を行うとともに、着用時における漏れ率を測定し、半面マスクと顔面の密着性について合否の判定を行った。
令和 2 年度に実施したマスクフィッティング装置での試験の受験者は、延べ 1,027 人
であり、全員が合格した。図 4.6-2 に年度別のマスクフィッティング装置での試験の実施状況を示す。

図 4.6-2 年度別マスクフィットネス試験実施状況- 42 -

JAEA-Review 2023-045

5. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出管理
5.1 放射性気体廃棄物の放出状況
5.1.1 再処理施設
再処理施設から発生する放射性気体廃棄物は、高性能フィルタ等により放射性物質を可能な限り除去した後、主排気筒、第一付属排気筒及び第二付属排気筒から放出されている。放出にあたり、各排気筒に設置された排気モニタにより排気中の放射性物
質の濃度及び放出量を監視している。
令和 2 年度において、主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の主要核種（85Kr、
3

H、14C、131I、129I）及び主要核種を除く放射性物質（α線を放出する放射性物質及びα線を放出しない放射性物質）については、再処理施設保安規定に定める放出基準（付録表 4、表 5 参照）及び平成 30 年度に追加された放出管理目標値（付録表 4 参照）を超えるものはなかった。
（1）局所排気のモニタの監視結果
令和 2 年度については、放射線管理基準に定める管理目標値（付録表 6 参照）を超えるものはなかった。
（2）主排気筒、第一付属排気筒及び第二付属排気筒の排気モニタの監視結果
表 5.1.1 に再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量を示す。
図 5.1.1 に再処理施設から放出された放射性気体廃棄物の主要核種の年間放出量を示す。

- 43 -

JAEA-Review 2023-045

表 5.1.1 令和 2 年度の再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量（主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の合計）
核種

年間放出量（GBq）

85

Kr

微

3

H

3.4×10

14

C

微

131

微

I

129

I
微
注 1）
「微」は、対象核種の測定結果が検出下限値未満の時の放出量を示す。
検出下限値：

85

Kr
H
14
C
131
I
129
I
3

： 2.4×10-3 Bq/cm3： 3.7×10-5 Bq/cm3： 4.0×10-5 Bq/cm3： 3.7×10-8 Bq/cm3： 3.7×10-8 Bq/cm3- 44 -

図 5.1.1 再処理施設から放出された放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量

JAEA-Review 2023-045- 45 -

JAEA-Review 2023-045

5.1.2 使用施設等
プルトニウム燃料開発施設、ウラン取扱施設等から発生する放射性気体廃棄物は、
高性能フィルタにより気体廃棄物に含まれる放射性物質を可能な限り除去した後、排
気モニタもしくは排気サンプラにより放射性気体廃棄物中の濃度及び放出量を監視するとともに、排気口から放出している。CPF においても、高性能フィルタ等による放射性物質の除去後、排気モニタにより放射性気体廃棄物中の濃度及び放出量を監視するとともに、排気筒から放出している。
令和 2 年度の放出監視の結果、CPF における主要核種（85Kr、3H、131I）及び全αダ
スト、全βダストの 3 月間の平均濃度は、核燃料物質使用施設保安規定に定める放出基準（付録表 7 参照）である濃度限度を超えるものはなかった。また、CPF 以外の使用施設においても全αダスト、全βダストとも 3 月間の平均濃度が、核燃料物質使用
施設保安規定に定める放出基準である濃度限度を超えるものはなかった。
表 5.1.2 に CPF における放射性気体廃棄物の主要核種の 3 月間についての平均濃度、
図 5.1.2 に CPF における放射性気体廃棄物の放出実績を示す。

表 5.1.2 令和 2 年度の CPF における放射性気体廃棄物中の主要核種の 3 月間についての平均濃度

令和 2 年度
核種

平均濃度（Bq/cm3）
4 月～6 月

7 月～9 月10 月～12 月

1 月～3 月希ガス
（85Kr、133Xe 等）

D.L.

D.L.

D.L.

D.L.

3

H

D.L.

D.L.

D.L.

D.L.

131

D.L.

D.L.

D.L.

D.L.

I

注）D.L.は、測定結果が検出下限（濃度）値未満の時の濃度を示す。
検出下限（濃度）値：希ガス類（85Kr）： 2.4×10-3 Bq/cm3
3
H： 3.7×10-8 Bq/cm3131
I： 3.7×10-8 Bq/cm3- 46 -

図 5.1.2 CPF における放射性気体廃棄物の放出実績

JAEA-Review 2023-045- 47 -

JAEA-Review 2023-045

5.2 放射性液体廃棄物の放出状況
核燃料施設及び RI 施設の放射性液体廃棄物は、蒸発濃縮、化学処理、吸着処理、希釈処理等により液体廃棄物に含まれる放射性物質を可能な限り除去した後に、再処理施設
海中放出管、第 1 排水溝（ウラン系）及び第 2 排水溝（プルトニウム系）からサイクル
研究所外へ放出されている。
放射性液体廃棄物の放出管理は、廃液試料（放出バッチ毎の放出廃液）中の放射能濃度が、再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則及び放射線障害予防規程に定める基準を超えていないことを放出前に確認することで管理している。また、当該廃液中の一般公害物質の pH、浮遊物質（SS）、化学的酸素要求量（COD）
等の濃度についても、水質汚濁防止法（排水基準を定める省令）及び茨城県条例第 11号（水質汚濁防止法に基づき排水基準を定める条例）に定める基準を超えていないことを確認している。

5.2.1 再処理施設（海中放出管）
令和 2 年度の再処理施設から海洋へ放出した放射性液体廃棄物の放出量を表 5.2.1に示す。また、主な核種の年間放出量の推移を図 5.2.1 に示す。
再処理施設では、平成 19 年 7 月 30 日から施設定期検査を開始し、そのまま平成 30
年 6 月 13 日から廃止措置に着手しており、使用済燃料の処理は行っていない。令和 2
年度の放出量についてもこれまでと同様、全て基準値（付録表 8 参照）を下回っていた。なお、令和 2 年度の排水量は 10,116 m3、放出回数は 37 件であった。

- 48 -

JAEA-Review 2023-045

表 5.2.1 海中放出管における放射性液体廃棄物の年間放出量
定量下限値

令和 2 年度(Bq/cm3)

放出量(MBq)

全α放射能

1.1×10-3微

全β放射能（3H を除く）

2.2×10-2

微

89

2.2×10-3

微

90

Sr

1.1×10-3

微

95

-3

4.3×10微Ru

1.1×10-3

微

Ru－106Rh

3.2×10-2

微

核種

Sr

95

Zr－ Nb
103

106

134

-3

1.1×10微

137

1.8×10-3

微

141

2.2×10-3

微-2

2.2×10微H

3.7

1.0×105129

1.4×10-3

微

131

I

1.8×10-3

微

Pu（α）

3.7×10-5

微

Cs
Cs
Ce

144

144

Ce－ Pr3

I注）表中「微」とあるのは、排水の測定において全て定量下限値未満であったことを示す。

注）昭和 50 年度からの実績を示す。また、90Sr、137
Cs、129I につ
いては、
昭和 55
年度まではそれ ぞ れ 89Sr 、
134
Cs、131I も含めた元素毎の管理であり、昭和 56 年度より
核種毎の管理となった。)

図 5.2.1 海中放出管から放出された放射性液体廃棄物の主な核種の年間放出量の状況- 49 -

JAEA-Review 2023-045

5.2.2 第 1 排水溝
令和 2 年度の第 1 排水溝（中央排水処理場）における放射性液体廃棄物の放出量を
表 5.2.2 に、これらの年間放出量の推移を図 5.2.2 に示す。また、令和 2 年度の年間排水量は第 1 排水溝が 173,083 m3、中央廃水処理場が 2,181 m3 であった（第 1 排水溝
における排水は、中央廃水処理場にて各施設の管理区域から放出される排水を一般雑排水で希釈して放出している）。
排水中の全β放射能は定量下限値を上回って検出されたものの、周辺監視区域にかかる排水基準（付録表 9 参照）を十分に下回っていた。
なお、平成 27 年度下期以降は、1 回／週の頻度で試料を採取し、放射性物質等の分析・測定を行い、一般排水系の放射性物質濃度に異常がないことを監視している。
表 5.2.2 第 1 排水溝における放射性液体廃棄物の年間放出量
核種

定量下限値
3

令和 2 年度(Bq/cm )放出量(MBq)

全α放射能

1.0×10－4

微

全β放射能

1.8×10－4

5.1×10－2

3

H

3.7

微

ウラン

1.0×10－4

微注）表中「微」とあるのは、排水の測定において全て定量下限値未満であったことを示す。

- 50 -

JAEA-Review 2023-045

図 5.2.2 第 1 排水溝から放出された放射性液体廃棄物の年間放出量の状況- 51 -

JAEA-Review 2023-045

5.2.3 第 2 排水溝
令和 2 年度の第 2 排水溝における放射性液体廃棄物の放出量（第 2 排水溝系各施設
からの放出濃度に放出水量を乗じ、それらを合計した値）を表 5.2.3 に、これらの年間放出量の推移を図 5.2.3 に示す。また、令和 2 年度の年間排水量は 138 m3 であった。
令和 2 年度の放出量について、周辺監視区域にかかる排水基準（付録表 10 参照）を十分に下回っていた。
表 5.2.3 第 2 排水溝における放射性液体廃棄物の年間放出量
核種

定量下限値

令和 2 年度(Bq/cm3)

放出量(MBq)

全α放射能

－4

1.0×10微

全β放射能

2.2×10－3

微ウラン

1.0×10－4

微

Pu（α）

－5

微

3.7×10注）表中「微」とあるのは、排水の測定において全て定量下限値未満であったことを示す。

図 5.2.3 第 2 排水溝から放出された放射性液体廃棄物の年間放出量の状況- 52 -

JAEA-Review 2023-045

6. 環境放射線監視6.1 環境放射線モニタリング
環境放射線モニタリングは、再処理施設から放出される放射性気体廃棄物及び放射性
液体廃棄物に起因する周辺公衆の線量（実効線量、等価線量）評価を行うため、再処理
施設保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画及び茨城県東海地区環境放射線監
視委員会が定める茨城県環境放射線監視計画に基づき、陸上環境モニタリング及び海洋環境モニタリングを実施している。
再処理施設保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画を付録表 11、12 に、茨城県
環境放射線監視計画を付録表 13、14 に示す。また、再処理施設保安規定に基づく環境試料等の採取場所及び測定地点を付録図 1 に、茨城県環境放射線監視計画図（サイクル研究所実施分）を付録図 2 に示す。

6.1.1 再処理施設保安規定に基づく環境放射線モニタリング
再処理施設保安規定の陸上環境放射能監視計画（付録表 11）及び海洋環境放射能監
視計画（付録表 12）に基づき、空間放射線、空気、農畜産物、表土、海水、海底土、海産生物等の環境試料中の放射性物質濃度の測定を行った。
令和 2 年度の環境放射線モニタリング結果では、天然放射性核種及び事故由来核種の環境変動により、いくつかの項目で平常の変動幅の上限値を超過した。
なお、平常の変動幅は、平成 30 年度より測定値が事故影響を含んでいることを考慮し、事故後のデータを含めて設定している［1］。

【参考文献】［1］中野政尚ほか、東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリングにおける東電原発事故後の平常の変動幅の設定、保健物理、Vol.52、No.4、pp.275-284、2017.

- 53 -

JAEA-Review 2023-045（1）陸上環境放射能監視計画
令和 2 年度における陸上環境放射能監視計画に基づく分析測定結果では、天然放射性核種及び東電福島第一原発事故由来核種の環境変動により、平常の変動幅を外れた項目が確認された。令和 2 年度における平常の変動幅を外れた測定対象、測定項目及び期間とその要因を表 6.1.1-1 に示し、それらの過去 10 年間のモニタリング結果を
図 6.1.1-1～図 6.1.1-5 に示す。
表 6.1.1-1 平常の変動幅を外れた陸上環境放射能監視項目の測定対象、測定項目
及び期間とその要因
測定対象
空間

積算

放射線

線量

測定項目

要因

期間

天然放射性核種及び東電福島
γ線

第 4 四半期

第一原発事故由来核種の環境
変動による

葉菜

137

表土

137

Cs
Cs

第 3 四半期
第 3 四半期- 54 -

東電福島第一原発事故由来の137

Cs の環境変動による

東電福島第一原発事故由来の137

Cs の環境変動による

JAEA-Review 2023-045

図 6.1.1-1 空間放射線（積算線量:所内）

図 6.1.1-2 空間放射線（積算線量:監視対象）

図 6.1.1-3 空間放射線（積算線量: 比較対照）

図 6.1.1-5 表土（137Cs）- 55 -

図 6.1.1-4 葉菜（137Cs）

JAEA-Review 2023-045（2）海洋環境放射能監視計画
令和 2 年度における海洋環境放射能監視計画に基づく分析測定結果では、東電福島
第一原発事故由来核種の環境変動により、平常の変動幅を外れた項目が確認された。
令和 2 年度における平常の変動幅を外れた測定対象、測定項目及び期間とその要因を
表 6.1.1-2 に示し、それらの過去 10 年間のモニタリング結果を図 6.1.1-6～図 6.1.17 に示す。
表 6.1-1-2 平常の変動幅を外れた海洋環境放射能監視項目の測定対象、測定項目及び期間とその要因
測定対象

測定項目

海底土

137

海岸水

137

期間

Cs

第 1 四半期

Cs

第 3 四半期

要因
東電福島第一原発事故由来の137

Cs の環境変動による

東電福島第一原発事故由来の137

Cs の環境変動による

図 6.1.1-7 海岸水（137Cs）

図 6.1.1-6 海底土（137Cs）- 56 -

JAEA-Review 2023-045

6.1.2 茨城県環境放射線監視計画に基づく環境放射線モニタリング
茨城県環境放射線監視計画の線量率等測定及び環境試料中放射能測定（付録表 11、12）に基づき、空間放射線、大気、農畜産物、陸土、陸水、海洋、海産物、漁網における放射性物質濃度の測定を行った。
令和 2 年度の環境放射線監視結果では、平成 23 年 3 月に発生した東電福島第一原
発事故の影響が確認された（表 6.1.2-1、表 6.1.2-2）。これらの東電福島第一原発事
故の影響がみられた項目について、過去 10 年間のモニタリング結果を図 6.1.2-1～図6.1.2-13 に示す。
なお、平成 23 年度においては、茨城県の「特別調査」に基づき、空間γ線量率、農畜産物（精米）、土壌、海水及び海産物の監視は行わなかった。
表 6.1.2-1 東電福島第一原発事故の影響がみられた線量率測定項目（監視計画表 3）
及び期間項目
空間γ線量率（サーベイ）
空間放射線期間
第 2 四半期、第 4 四半期

空間γ線量率（ステーション）第 1 四半期～第 4 四半期

空間γ線量率（ポスト）

第 1 四半期～第 4 四半期

積算線量

第 1 四半期～第 4 四半期

表 6.1.2-2 東電福島第一原発事故の影響がみられた環境試料中放射能測定項目（監視計画表 4）、核種及び期間
項目
農畜産物

陸土

陸水

海洋

海産物

核種等

期間

精米

137

Cs

10 月

土壌

137

Cs

5 月、11 月

河底土

137

Cs

4 月、10 月

海岸砂

137

Cs

7 月、1 月

河川水

137

Cs

4 月、10 月

湖沼水

137

Cs

4 月、10 月

海水

137

Cs

10 月

海底土

137

Cs

8 月、10 月、2 月

魚類
シラス及びヒラメ、カレイ、
イシモチ、チダイ、スズキ

137

Cs

4 月、9 月、11 月、3 月- 57 -

JAEA-Review 2023-045

図 6.1.2-1 空間γ線量率(サーベイ)

図 6.1.2-2 空間γ線量率(ステーション)

図 6.1.2-3 空間γ線量率(ポスト)

図 6.1.2-4 積算線量

図 6.1.2-5 農畜産物 精米(137Cs）

図 6.1.2-6 陸土 土壌(137Cs）- 58 -

JAEA-Review 2023-045

図 6.1.2-7 陸土 河底土(137Cs）

図 6.1.2-8 陸土 海岸砂(137Cs）

図 6.1.2-9 陸水 河川水(137Cs）

図 6.1.2-10 陸水 湖沼水(137Cs）

図 6.1.2-11 海洋 海水(137Cs）

図 6.1.2-12 海洋 海底土(137Cs）- 59 -

JAEA-Review 2023-045

図 6.1.2-13 海産物 魚類 ヒラメ、カレイ(137Cs）- 60 -

JAEA-Review 2023-045

6.2

気象観測
気象の観測は、再処理施設から放出される放射性気体廃棄物の大気拡散評価等を行う

ため、再処理施設保安規定に定める観測を「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 月改訂、原子力安全委員会）に基づき実施している。気象観測項目と測定器を表 6.2-1 に示す。
表 6.2-1 気象観測項目と測定器
観測項目

測定器

備考

風向

自記風向計

安全管理棟塔屋上

ドップラーソーダ

モニタリングポスト 4 付近

風車型自記風速計

安全管理棟塔屋上

風速（平均装置付）
ドップラーソーダ

モニタリングポスト 4 付近

降雨量

転倒マス型雨量計

安全管理棟屋上

大気温度

電気式温度計サイクル研究所内

日射量

熱電堆式全天日射計

同上

放射収支量

風防型放射収支計

同上

6.2.1

風向出現頻度及び風向別平均風速

令和 2 年度にドップラーソーダ（海抜 100 m）及び安全管理棟塔屋上（海抜 20 m）で観測した風向出現頻度並びに風向別平均風速については、JAEA-Review 2021-062「東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020 年度」に詳細がまとめられているので、そちらを参照されたい。
なお、海抜 100 m 風速は再処理施設からの排気放出管理及び大気拡散評価等のために用いている。また、海抜 20 m 風速及び日射放射収支量は、拡散評価における大気安定度を決定するために観測している。

6.2.2 大気安定度
大気安定度は、排気筒から放出された放射性物質の拡散状況を表す指標として用いられる。令和 2 年度の大気安定度頻度は JAEA-Review 2021-062「東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020 年度」に詳細がまとめられているので、そちらを参照されたい。

6.2.3 降雨量
令和 2 年度における年度降雨量は 1052.0 mm であった。月間降雨量については、
JAEA-Review 2021-062「東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020 年度」に詳細がまとめられているので、そちらを参照されたい。

- 61 -

JAEA-Review 2023-045

6.3 環境線量評価
6.3.1 線量算出方法
一般公衆の受ける線量の評価は、再処理事業指定申請書に記載する方法にて算出している。算出にあたっての評価モデルは、再処理施設の安全審査において、周辺の自然環境、農業、漁業活動、人口分布状況等に基づいて作成されたものである。
線量評価に用いるデータは、6.1 節（環境放射線モニタリング）の測定値としているが、異常を示す測定値はなく、再処理施設からの放出の影響が認められないことか
ら、放出源情報（放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出量）とした。なお、
放出源情報で有意に検出されなかった放射性核種については、定量下限値の濃度で放出されたものと仮定した。
環境モニタリングの結果は、6.1 節で示したように多くの項目で東電福島第一原発事故の影響が認められたが、再処理施設の運転状況から、自然の環境変動の範囲を超えるような寄与が再処理施設からあったとは考えられず、環境監視の実測値による評価が困難であったことから、放出記録に基づき年度毎の周辺公衆の線量を算出した。

6.3.2 被ばく経路
算出する線量は、放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に起因する実効線
量及び皮膚の等価線量を対象とした。算出にあたって考慮すべき放射性気体廃棄物を起因とする被ばく経路を図 6.3.2-1 に、放射性液体廃棄物を起因とする被ばく経路を
図 6.3.2-2 に示す。
(1) 放射性気体廃棄物に起因する線量評価
放射性雲からの外部被ばく（地表に沈着する放射性物質による外部被ばくを含む）、
吸入摂取による内部被ばく及び農・畜産物の摂取による内部被ばくについて行う。
(2) 放射性液体廃棄物に起因する線量評価
海産物摂取に伴う内部被ばく並びに漁業活動及び海浜利用による外部被ばくについて行う。
(3) 実効線量に係る被ばく経路の合算
放射性雲からの外部被ばく（地表に沈着する放射性物質による外部被ばく）及び吸入摂取による内部被ばくは、同一地点において同時に被ばくするものとして実効線量を加算する。
さらに、この値に、農・畜産物摂取及び海産物摂取による内部被ばく並びに漁業活動及び海浜利用による外部被ばくによる実効線量を加算する。
(4) 皮膚の等価線量に係る被ばく経路の合算
放射性雲からの外部被ばく及び地表に沈着する放射性物質による外部被ばくは、同一地点において同時に被ばくするものとして加算する。
さらに、この値に、漁業活動及び海浜利用による外部被ばくによる組織の等価線
量を加算する。

- 62 -

JAEA-Review 2023-045

図 6.3.2-1 放射性気体廃棄物を起因とする被ばく経路

図 6.3.2-2 放射性液体廃棄物を起因とする被ばく経路- 63 -

JAEA-Review 2023-045

6.3.3 線量算出結果(1) 実効線量
放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に起因する実効線量の合計値は、
1.5×10-4 mSv/年であり、法令に定める周辺監視区域外の線量限度（1 mSv/年）の
約 0.02％であった。各経路による実効線量の結果は、JAEA-Review 2021-062「東海
再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020 年度」に詳細がまとめられているので、そちらを参照されたい。
(2) 皮膚の等価線量
放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に起因する皮膚の等価線量の合計
値は、4.3×10-5 mSv/年であり、法令に定める周辺監視区域外の線量限度（50 mSv/
年）の約 0.00009％であった。各経路による実効線量の結果は、JAEA-Review 2021062「東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020 年度」に詳細がまとめられているので、そちらを参照されたい。
昭和 52 年から令和 2 年度における放出源情報に基づく線量の評価結果の状況を図
6.3.3-1 に示す。昭和 52 年から平成 6 年までは 1 月始期の 1 年間（平成 6 年には平成 7 年 1 月から 3 月分も含む 15 ヵ月間）の、平成 7 年度からは 4 月始期の年度間の評価結果であるが、いずれの年も 1 mSv/年未満であった。また、線量評価に用いた実効線量係数等は、評価年度の適用法令等に基づく値である。

大気中14Cを含まない

大気中14Cを含む

周辺公衆の年間の線量（μSv）

1.5

1.0

0.5

0.0
52
（昭和）

55

58

61

1
（平成）

4

7

10

13

16

19

22

25

28

1
（令和）

年度

図 6.3.3-1 昭和 52 年から令和 2 年度における線量の評価結果（実効線量（全身））- 64 -

JAEA-Review 2023-045

7. 放射線・放射能標準の維持・管理
計測機器校正施設において、施設の放射線管理、個人被ばく管理及び環境放射線監視に伴う放射線測定に関連する放射線・放射能標準の維持・管理を以下のとおり実施した。

7.1

トレーサビリティ
計測機器校正施設における放射線・放射能標準に係るトレーサビリティ経路を図

7.1-1 に示す。
照射室（A）のγ線校正場において、平成 30 年 10 月に線量率基準を設定して以降、毎
年 4 月に照射線量率基準の妥当性確認を実施している。測定には、国家計量標準機関である国立研究開発法人産業技術総合研究所（以下、「産総研」という。
）において校正された照射線量率基準測定器を用いた。妥当性確認の結果を表 7.1-1 に示す。線量率基準からの測定値の偏差は、線量率基準の不確かさの範囲内であることを確認した。
他拠点のγ線校正場のトレーサビリティ確保のため、各拠点が所有する基準測定器の校正を実施した。表 7.1-2 に実績を示す。
令和 2 年 12 月に、
公益社団法人日本アイソトープ協会において酸化ウラン面線源のク
ラス 2 参照標準線源（協-1692 及び協-1216）の校正を実施した。

7.2 照射設備・線源
7.2.1 照射設備
（1）コリメート形γ線照射装置
コリメート形γ線照射装置は、137Csγ線源を 4 個（公称放射能 1.85 TBq、111 GBq、
11.1 GBq 及び 555 MBq）格納している。線源及び照射距離（1.0 m から 4.0 m まで）の組み合わせを変化させることにより、周辺線量当量率で最小約 3 μSv/h から最大
約 150 mSv/h までの範囲にわたり照射が可能である。本年度においては、故障等なく稼働することができた。
（2）中硬 X 線発生装置
平成 28 年 2 月に管電流が印加できず、X 線照射ができない事象が発生して以降、復旧の目途が立たないため、運用を停止している。
（3）中性子照射装置
中性子照射装置は、252Cf 中性子線源（公称放射能 999 MBq）及び 241Am-Be 線源（公称放射能 111 GBq）を格納している。線源及び照射距離（0.3 m から 3.0 m まで）の組み合わせを変化させることにより、周辺線量当量率で 252Cf は最小約 50 μSv/h から最大約 5 mSv/h まで、241Am-Be は最小約 8 μSv/h から最大約 840 μSv/h までの範囲にわたり照射が可能である。本年度においては、
故障等なく稼働することができた。
（4）シャッター付線源容器
容器には 241Amγ線源（296 GBq）が収納されている。線源からの距離 1.0 m におい- 65 -

JAEA-Review 2023-045て周辺線量当量率で約 600 μSv/h の 60 keVγ線を照射することが可能である。本年度においては、故障等なく稼働することができた。
（5）γ線照射装置
高経年化による作動不良が生じているため、
平成 23 年度より運用を停止している。
本照射装置に装備している 60Coγ線源（公称放射能 3.7 GBq）については、装置から取り出して、コリメート形γ線照射装置へ装荷することを計画している。
（6）β線照射装置
本装置は、Buchler 社製 Beta Secondary Standard BSS であり、90Sr-90Y 線源（公称放射能 74 MBq 及び 1.85 GBq）
、204Tl（公称放射能 18.5 MBq）及び 147Pm 線源（公称
放射能 518 MBq）を装備している。電気総合技術研究所（現在の産総研）の出張校正により、7 mg/cm2 組織吸収線量率及び 300 mg/cm2 組織吸収線量率が値付けされており、国家計量標準にトレーサブルなβ線場である。本年度においては、故障等なく稼働することができた。

7.2.2 線源
（1）酸化ウラン面線源
令和 3 年 3 月に、表面汚染サーベイメータ及び放射性ダストモニタの校正に用いる
実用標準線源である酸化ウラン面線源について、
クラス 2 参照標準線源で校正された
大面積 2πガスフローカウンタを用いて、表面放出率の値付け作業を実施した。
（2）陽極酸化被膜線源
令和 3 年 1 月に、陽極酸化被膜線源（主に 36Cl 及び 241Am）について、表面放出率
基準の一定性確認を実施した。測定には、ZnS（Ag）プラスチックシンチレータ積層
式大面積放射能測定装置を用いた。本測定器は、2πガスフローカウンタと異なり、
PR ガスの導入や置換が不要であり、迅速に測定することが可能である。初期値（平成 20 年 9 月に本測定器で測定したときの線源毎の計数率）と今回の測定値を比較す
ると、表面放出率が著しく高い及び低い線源並びに低エネルギーβ線源（14C 及び147

Pm）を除き、±10％で一致することを確認している。

7.3

基準測定器等（1）照射線量率基準測定器
平成 23 年度から基準測定器として、PTW Freiburg GmbH の TM32002 電離箱及び東洋メディック株式会社製の RAMTEC1000Plus 線量計を使用している。本測定器は、平成 27 年 12 月に産総研において校正された。照射線量率 2.03×10-1～1.52×105 mR/h
（空気カーマ率 5.24×10-8～3.93×10-2 C/kg/h）において得られた校正定数は、前回（平成 21 年 11 月）の校正結果と不確かさ（0.8～6.0％）の範囲で一致した。
なお、副基準測定器として Standard Imaging の Exradin A6 電離箱、東洋メディック株式会社の RAMTEC1000G 線量計を使用している。

- 66 -

JAEA-Review 2023-045（2）85Kr 放射能濃度基準測定器
令和 2 年 7 月に通気式電離箱と振動容量電位計から構成される放射性ガス濃度基準
測定器（大倉電気社製、RD1210B）について、密封線源（137Cs 公称放射能 3.7 MBq）を用いた濃度換算係数の一定性確認を実施した。基準測定器は、平成 14 年に公益財
団法人放射線計測協会において校正されている。平成 15 年度の測定値を基準とした
とき、本年度の測定値の偏差は-4.5 ％であり、実ガスによる校正から得られた濃度
換算係数の不確かさ 10 ％に対して、有意な変化がないことを確認した。なお、後継の基準測定器として、新たな振動容量電位計（川口電機製作所製 MMA-Ⅱ-17D-CM）の導入を検討している。

7.4

放射性同位元素等使用記録、官庁検査対応等
放射性同位元素等の使用時間を表 7.1-3 に示す。
許可使用時間である 40 時間／週を超えることはなかった。照射室の年間稼働日数は、205 日であった。
令和 2 年 9 月～11 月及び令和 3 年 2 月～3 月に、放射性同位元素取扱施設定期自主検査を実施し、照射装置や施設の遮蔽機能等について、性能に異常がないことを確認した。
令和 3 年 2 月に、中性子照射装置に格納されている 238Pu-Be 線源について、IAEA による実在庫確認（PIT）及び実在庫検認（PIV）を受検し、適切に管理されていることが確認された。
平成 19 年 3 月までに入手した 3.7 MBq 以下の密封線源（以下、「経過措置線源」という。
）及び表示付認証機器等の校正用線源を適正に管理するため、研究所通達に基づく管理台帳を整備している。令和 3 年 3 月末時点において、経過措置線源 49 個、表示付認証機器 7 台及び下限数量以下の線源 172 個並びにウラン線源等 64 個、合計 292 個について在庫及び健全性を確認した。

7.5

計測機器校正施設の維持・管理
標準管理業務に必要な設備等及び計測機器校正施設ユーティリティ設備の全般について適切に維持・管理を実施した。標準管理業務に必要な設備として、クレーン、照射位
置決めレーザ及び長さ測定器等について、定期的に点検を実施した。
ユーティリティ設備として、火災報知設備、空調・排気設備等について、定期的に点検を実施した。また、屋外管理区域の防火及び防虫のため、除草作業を実施した。
計測機器校正施設におけるトレーサビリティ管理体系を定めた「放射線標準管理要領」、
照射装置類の取扱方法について定めた「校正用照射装置等取扱要領」及び施設操業全般の管理方法を定めた「計測機器校正施設 運転管理要領」について、適宜、見直しを実施した。
計測機器校正施設での火災を想定し、避難訓練を計画・実施したほか、施設従業員に対し必要な教育・訓練を実施した。

- 67 -

- 68 -

Panasonic
UD-809P

Cs

Cf

252

Cl

36

SpecialInstruments

g-ray
JREC ES-805-NaI(Tl)Cs, X-rays

137

AIST：産業技術総合研究所（旧ETL）
IRM：放射線計測協会
JRIA：日本アイソトープ協会
AIC：空気等価電離箱
IRSN：フランス放射線防護原子力安全研究所

Cs

137

60

X-ray
Amptek XR-100T-CZT(s/n: 957)

137

図 7.1-1 放射線・放射能のトレーサビリティ経路

Mixtured g-ray
OYO-GIKEN C-110G AIC (s/n: 1058)
Far West Technology GM-1 (s/n:GM-553)

PGT IGC-10200SD

Gamma-spectroscopy

U3O8, 241Am, 36Cl and others

Am

241

36

Am
Cl

241

Cs, Co,X-rays(N-Series)

U3O8

ALOKA BS-R74-2754
2p gas-flow counter(s/n: 94R011)

a/b surface emission rate

U3O8
（ID#: 協-1692）

Large area a/b radioactivity measurement system
JREC ES-7317(s/n: J00330063)

Neutron spectrometer
BTI ROSPEC (s/n: 0200)
BMS(Bonner Multi-sphere System)

Am-Be,

241

Neutron area monitor and surveymeters

Cf
999MBq(ID#: 85308B)

252

BF3 Neutron detector
LND,INC. 270109(s/n:158475)

Kr

85

OHKURA 1500 cm3-AIC
OHKURA RD1210B10(s/n: 2RA626001)

Ru-106Rh
Sr-90Y
137
Cs
60
Co
147
Pm
90

106

Other radionuclides

I

129

Eckert & Ziegler Nuclitec GmbH（QSA Global，AEA Technology,
Amersham）

PTB

PTW H p(10) Chamber(s/n:0012)
TOYO MEDIC
RAMTEC1000Plus(s/n:0107)

Sr-90Y,204Tl,147Pm

90

OYO-GIKEN CE-60 AIC(s/n:2203162)
OYO-GIKEN AE-136(s/n:2203165)

90

Sr- Y 1.85GBq (ID#:BP718)
90
Sr-90Y 74MBq (ID#:BP717)
204
Tl 18.5MBq (ID#:115)
147
Pm 518MBq (ID#:127)

90

Beta radiation
Buchler BSS No.76

Pm

147

252
Cf
999MBq(ID#: NS0054)

JRIA

AIST

TOSHIBA FDG-202 RPL
system(s/n:10940001)

3.7GBq
3.7GBq(ID#: チ-98) (ID#:0141GM)

137
Co
Cs
Isotropic source

60

Tl,

204

241
Am-Be
111GBq(ID#: 7544NK)

IRM

AIST

表面放出率並びに放射能

Instruments for
Confirmatory
Check

X-ray

Exradin A5 AIC
TOYO MEDIC
RAMTEC1000G
YOKOGAWA 756201
X-ray

PANTAK HF-320C(s/n: 0202-7573)
COMET MXR-350/26(s/n: 54-1762)

X-ray
QI=0.7 "Middle" spectrum

90

Sr- Y,90

ETL-SX-30 AIC

NPL

放射性ガス濃度High Air Kerma Rate
Series H250

ALOKA DRM-201 AIC(s/n:17R1103)

137

Exradin A6 AIC
TOYO MEDIC
RAMTEC1000G
YOKOGAWA 756201

1.85TBq (ID#: 094)
111GBq (ID#: AA022/18)
11.1GBq (ID#: Q757)
555MBq (ID#: Q759)

137
Cs
Beam geometryCs， Co，X-rays(QI=0.7)

IRSN

AIST (ETL)

中性子

Cs
Panasonic UD-794P
gamma irradiator(ID#: 5649GN)

137

Cs

137

Panasonic
UD-808P

296GBq (ID#: 9058LV)

241
Am
Beam geometryCs， Co，X-rays（QI=0.8）

60

137

137

60

Exradin A6 AIC (s/n:223)
TOYO MEDIC
RAMTEC1000G (s/n:0162)
YOKOGAWA 756201(s/n:7562FA016)

PTW TM32002 (s/n:0143)
TOYO MEDIC
RAMTEC1000Plus (s/n:0107)
YOKOGAWA 756201(s/n:25WH0085)

AIST

β線

WorkingStandard
SourcesWorkingStandard
Instruments

Tertiary
Standards

SecondaryStandards

PrimaryStandards

光子

Mock iodine

JRIA

JAEA-Review 2023-045

JAEA-Review 2023-045

表 7.1-1 線量率基準の妥当性確認試験の結果（令和 2 年 4 月）

公称放射能

試験点

線量率基準

測定値

偏差

判定基準※

GBq

m

mR/h

mR/h

％

％

1850

2.0

3555.83549.1

-0.19

±1.8

111

2.0

247.58247.96

0.15

±1.9

11.1

2.0

22.33322.359

0.12

±2.3

0.555

1.0

4.55384.5313

-0.49

±4.1

※線量率基準の不確かさ（k = 2）

表 7.1-2 他拠点が所有するγ線基準測定器の校正年月拠点

令和 3 年 3 月

大洗研究開発センター

令和 3 年 3 月

人形峠環境技術センター

令和 3 年 2 月～3 月

新型転換炉原型炉ふげん- 69 - 69 -

11.1 GBq

555 MBq

3.7 GBq

3.7 GBq

111 GBq

999 MBq

370 GBq

18.5 GBq

Cs-137

Cs-137

Co-60

Cs-137

Am-241-Be

Cf-252

Pu-238-Be

Cs-137- 70 -

18.5 MBq

518 MBq

37 MBq4.07 MBq

37 MBq

37 MBq296 GBq

343 GBq

373 GBq

Pm-147

Co-60

Ra-226

Ra-226

Cs-137

Am-241

Am-241-Li

Am-241-Li
X線発生装置貯蔵箱2

β線照射装置（貯蔵箱1）

線量計自動照射装置

中性子照射装置

γ線照射装置コリメート形
γ線照射装置

照射装置等

118
0

215
0

5

14

0

0

0

0

3

0

0

3

0

0

5

0

0

69

0

0

0

0

0

0

0

0

2

0

0

0

20

23

117

185

283

115

329

320

0

331

425

0

2

1

0

0

0

25

0

0

0

0

0

0

0

5

5

0

5

133

0

0

32

87

172

273

3

0

0

0

22

0

0

0

0

0

0

0

17

7

0

5

76

0

0

40

67

209

196

4

0

3

3

121

0

0

0

0

0

0

0

24

31

0

53

441

0

0

405

622

1030

1225

0

127

24

31

494

0

3282

合計

使用回数*1（四半期）［回］
2

3

4

0:00

0:00

7:18

0:00

3:32

3:32

6:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

5:10

0:00

0:05

0:00

0:00

0:00

3:17

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

1:28

2:10

0:00

1:20

14:59 11:03

0:00

0:00

15:08

20:30 11:01

14:51 15:20

0:00

0:00

0:00

6:23

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

3:44

2:00

0:00

0:02

7:23

0:00

0:00

3:27

7:38

9:25

0:00

0:00

0:00

23:59

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

11:04

2:50

0:00

0:44

9:16

0:00

0:00

8:45

5:49

10:29

42:45 33:47 31:50 23:38

1

0:00

3:32

3:32

39:39

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

16:16

12:10

0:00

2:11

42:41

0:00

0:00

34:38

44:58

50:05

132:00

0:00

46:43

16:16

12:10

44:52

0:00

261:41合計

使用時間*2（四半期）［時間：分］

0

2

2

27

0

0

0

0

0

0

0

11

30

0

26

56

0

0

88

125

165

171

*5

*4

0

29

11

30

56

0

193

合計

205

*3

使用日数

*1 照射装置が動作した回数，*2 照射時間，*3 線源毎の使用日数，*4 照射装置毎の使用日数，*5 校正室の稼働日数（照射装置・線源を使用した日数）

X線発生装置（HF-320C）

1.85 GBq

Sr-90

Tl-20474 MBq111 GBq

Cs-137

Sr-90

1.85 TBq

許可数量

Cs-137核種

表 7.1-3 計測機器校正施設における RI 線源等の年間使用回数、使用時間及び使用日数（令和 2 年度）

JAEA-Review 2023-045

JAEA-Review 2023-045

8. 主要な設備機器の整備、維持管理
8.1 放射線管理用機器の保守校正
再処理施設、核燃料物質使用施設等の施設内の放射線管理及び施設周辺の環境監視に用いられる放射線管理用機器（定置式モニタやサーベイメータ等の施設放射線管理用の放射線測定器、環境放射線監視設備、臨界警報装置等を含む。
）について、機器の安定稼
働及び測定値の信頼性を確保するため、予防保全（時間計画保全）を基本とした保守を実施している。
放射線管理用機器の保全体系を図 8.1 に示す。定期保全においては、再処理施設及び核燃料物質使用施設の保安規定並びに放射線障害予防規程等に基づく定期的な検査及び校正（以下、「保安規定等に基づく検査」という。
）を行い、機器の機能及び性能が所定の基準を満たすことを確認している。また、定期保全の一環として、機器の不具合発生
リスク低減を目的とした自主的な検査（部品交換等の判断目安となる機器の変調や劣化傾向の観察）を実施している。経時的に消耗する部品については、経時保全として計画
的に部品交換を実施している。事後保全においては、速やかな修理対応を行うため、交換用の検出器、計測モジュール、電子部品等の調達・在庫管理を行うことに加えて、臨界警報装置や定置式モニタ等の重要機器については、交換用検出器等の定期的な検査及び校正並びに常時通電（ウォーミングアップ稼働）を実施し、即座に交換可能な状態を維持している。

8.1.1 定期的な検査及び校正の状況
令和 2 年度における放射線管理用機器に対する定期的な検査及び校正の実施状況を
表 8.1.1-1 及び表 8.1.1-2 に示す。表 8.1.1-1 では、再処理施設及び核燃料物質使用施設の保安規定において整備が要求される機器について、保安規定等に基づく検査を実施した台数を施設毎に集計している。また、表 8.1.1-2 ではサイクル研究所全体で使用されている主な放射線管理用機器（保安規定等に基づく検査対象機器以外も含む。
）
について、機器毎に集計している。
検査及び校正の頻度は、再処理施設の保安規定（～令和 2 年 12 月 22 日）及び施設管理実施計画（令和 2 年 12 月 23 日～）、核燃料物質使用施設の設備保全整理表並びに放射線障害予防規程等に年 1 回（又は 1 回以上）実施することが定められている。
サーベイメータ類、放射能測定装置については年に 1 回実施しており、臨界警報装置
や定置式モニタ等の重要機器については年に 2 回実施している。
保安規定等に基づく検査の試験項目は、指示精度試験、感度・計数効率試験、警報作動試験の 3 つを基本とし、感度・計数効率試験は、国際又は国家計量標準にトレーサブルな標準線源を用いて実施することで、放射線管理用機器の測定値の正当性を保証するための定期校正を兼ねさせている。その他、自主的な検査の試験項目として、- 71 -

JAEA-Review 2023-045

高圧・低圧電源の出力電圧やリップル電圧測定、GM 管のプラトー測定、ダストモニタ（α線）用半導体検出器のノイズレベル測定等を行い、機器の変調や劣化傾向の把握に努めている。

8.1.2 定期的な検査における予防保全の実施(1)定期保全による部品交換等
令和 2 年度における再処理施設及び核燃料物質使用施設で実施した定期的な検査において、予防保全を含めた部品交換等を実施した件数を表 8.1.2 に示す。部品交換等の件数や対応内容は例年から大きな変化はなく、表面汚染サーベイメータ（α線）については、機器の配備台数及び使用頻度が多いことから、膜破損による膜交換が多く発生していると考えられる。また、表面汚染サーベイメータ（β線）及びハンドフット
モニタ（β線）については GM 管交換が毎年一定数発生しているが、これは GM 管の経年劣化（プラトー傾斜不良）によるものと考えられる。
(2)経時保全による部品交換等
排気モニタにおいて、施設から放出される排気をサンプリングするため、ドライポ
ンプを多く用いている。ドライポンプはカーボンブレード（ポンプ内空気吸引のための羽根）が運転に伴い経時的に摩耗し、特にポンプ起動時に破損しやすいことが過去の経験から分かっている。そこで、予防保全の観点から、ポンプの定格出力に応じて年に 1 回又は 2 年に 1 回の頻度で、分解点検清掃及び摩耗部品の部品交換を行っている。
経時保全によりドライポンプの故障はほとんど発生しなくなったが、ロータやシリンダ等の消耗部品ではないポンプ躯体の劣化も確認されているため、ドライポンプ本
体の更新を検討しないといけない時期に入っている。

8.1.3 事後保全による放射線管理用機器の修理対応
令和 2 年度における放射線管理用機器の修理対応件数を表 8.1.3 に示す。
(1)機器全般
多くの機器が購入後 20 年以上経過して高経年化していることもあり、メーカのメ
ンテナンスサポート期間が終了している又は修理に必要な部品が製造中止になっており、1 件あたりの修理対応にかかる時間は年々増加する傾向にある。互換性のある部品の調査や調達、処分機器から部品をピックアップする等の工夫により修理対応を継続させているが、修理不能と判断する場合も散見されるようになっている。
(2)定置式モニタ類
ダストモニタ（α 線）の修理において、従来から使用している表面障壁形半導体検出器（SSD）よりも耐久性が優れているイオン注入形半導体検出器（SSD-i）への交換
を平成 23 年 3 月から開始している。
令和 2 年度末時点で、対象モニタ 103 台中 57 台（55.3％）について、SSD-i による- 72 -

JAEA-Review 2023-045

運用がされており、今後も継続的に SSD-i へ移行していく予定である。
(3)体表面汚染モニタ類
機器の高経年化により高圧電源調整用の可変抵抗が劣化しているものが見られ、可変抵抗の再調整又は可変抵抗自体の交換対応を行っている。その他、使用時にケーブルに負荷をかけてしまうことが要因と考えらえる衣服部検出器のケーブル不良が多く発生している。対策として、衣服部検出器のケーブル付け根部分にスパイラルチュー
ブを取り付け、ケーブルの曲げ角度を緩やかにすることで、故障頻度の低減に努めている。
(4)サーベイメータ類
表面汚染サーベイメータ（α線）は、測定対象に検出器を密着させて測定する必要があることから、検出部表面の遮光膜と測定対象が接触し、膜破損が生じるケースが多くみられる。また、使用者の不適切な取り扱いが要因と考えられるメータ破損や光電子増倍管の破損も多く発生している。取扱い方法の改善については、放射線管理課員による立哨指導などを通じて、利用者への注意喚起を継続して行っている。
(5)放射能測定器類
放射能測定器類については、設置場の作業環境（高温多湿等）の影響によりバックグラウンドが上昇する事象が発生している。対策として、設置場の作業環境の改善（常時空調、直射日光防止等）又は設置場の変更等の対応を行っている。

8.1.4 高経年化機器に対する延命化対策の検討
高経年化機器については、計画的な更新（全体更新又は部分更新）が必要である一方で更新に係る予算確保が厳しい側面もあるため、更新するまでの期間、適切な保守管理を行うための延命化対策を検討し、取り組んでいる。製造終了した部品については、同等の性能を有する部品を調査し、性能の同等性確認を行うことで交換用部品を確保している。また、定置式モニタの計測モジュール等の重要なものについては、市販されている汎用品で対応できない場合、メーカに改廃設計を依頼し新規製作することで交換用部品を確保している。表 8.1.4 に令和 2 年度における交換用部品の同等性確認及び改廃設計の実施状況を示す。

- 73 -

JAEA-Review 2023-045

表 8.1.1－1 放射線管理用機器の定期的な検査及び校正の状況（令和 2 年度）a) 再処理施設保安規定
機器名称

検査校正台数単位定置式モニタ設備

340

系統

臨界警報装置7系統

ハンド･フット･クローズモニタ類

161

台

サーベイメータ類

760

台

放射線測定器類

73

台

環境監視野外設備

12

系統

合

計

1353

b) 核燃料物質使用施設保安規定
機器名称

検査校正台数単位定置式モニタ類

153

系統

臨界警報装置23

系統

手足等のモニタ類

163

台

サーベイメータ類

837

台

放射能測定器類

94

台

合

計

1270

- 74 -

JAEA-Review 2023-045

表 8.1.1-2 主な放射線管理用機器の検査及び校正の状況（令和 2 年度）（1/2）a) 再処理施設
機器名称

検査校正台数単位

エリアモニタ（γ線）
エリアモニタ（中性子）
ダストモニタ（β線）
ダストモニタ（α線）
排気モニタ

196
7
85
31
24

系統

臨界警報装置7

系統

体表面汚染モニタ（α/β線）

1

ハンドフットモニタ（α線）62

ハンドフットモニタ（α/β線）

16

ハンドフットモニタ（β線）63

ゲートモニタ（β線）2フットモニタ（α線）25

表面汚染サーベイメータ（α線）
表面汚染サーベイメータ（α/β線）
表面汚染サーベイメータ（β線）
線量当量(率)サーベイメータ（γ線）
線量当量(率)サーベイメータ（中性子）

273
25
275
161
14

放射能測定装置（α/β線）

29

核種分析装置（α線）9

核種分析装置（γ線）2

可搬形ダストモニタ（α線）11

可搬形ダストモニタ（β線）16

可搬形希ガスモニタ

3

可搬形エリアモニタ（γ線）19モニタリングステーション

4

モニタリングポスト

8

合

計

1368

- 75 -

台

台

台

台

系統

JAEA-Review 2023-045

表 8.1.1-2 主な放射線管理用機器の検査及び校正の状況（令和 2 年度）（2/2）b）核燃料物質使用施設（放射線障害予防規程施設、放管部施設等を含む）
機器名称

検査校正台数

エリアモニタ（γ線）

42

エリアモニタ（中性子）21

ダストモニタ（α線）72

ダストモニタ（β線）

14

排気モニタ

18

臨界警報装置23

ハンドフットモニタ（α線）
フットモニタ（α線）ハンドフットモニタ（α/β線）
ハンドフットモニタ（β線）

71
69
17
21

表面汚染サーベイメータ（α線）648

スペクトルサーベイメータ（α線）23

表面汚染サーベイメータ（α/β線）

3

表面汚染サーベイメータ（β線）194

線量当量(率)サーベイメータ（γ線）161

線量当量(率)サーベイメータ（中性子）45

放射能測定装置（α線）75

放射能測定装置（α/β線）

20

放射能測定装置（β線）15

核種分析装置（α線）4

核種分析装置（γ線）4

可搬形ダストモニタ（α線）29

可搬形ダストモニタ（α/β線）

7

可搬形ダストモニタ（β線）5

可搬形希ガスモニタ

8

可搬形エリアモニタ（γ線）

12

合

計

1621

- 76 -

単位

系統

台

台

台

台

JAEA-Review 2023-045

表 8.1.2 主な放射線管理用機器の検査時における部品交換等の状況（令和 2 年度）a) 再処理施設
機器名称

対応

対応件数

膜交換

0

電子部品等交換

1

膜交換

1

電子部品等交換

0膜交換

0GM 管交換26

電子部品等交換

0膜交換

8

電子部品等交換

0

GM 管交換32

GM 管交換0

電子部品等交換

1

対応

対応件数

膜交換

0

電子部品等交換

1

ケーブル交換0

膜交換

1

電子部品等交換

0

GM 管交換

5

膜交換

107

電子部品等交換0

表面汚染サーベイメータ（β線）

GM 管交換22

放射能測定装置（α線）電子部品等交換

1

GM 管交換4

電子部品等交換0

ハンドフットモニタ（α線）ハンドフットモニタ（α/β線）

ハンドフットモニタ（β線）

表面汚染サーベイメータ（α線）
表面汚染サーベイメータ（β線）
放射能測定装置（β線）b) 核燃料物質使用施設
機器名称

ハンドフットモニタ（α線）ハンドフットモニタ（α/β線）
ハンドフットモニタ（β線）

表面汚染サーベイメータ（α線）

放射能測定装置（β線）- 77 -

JAEA-Review 2023-045

表 8.1.3 主な放射線管理用機器の修理状況（令和 2 年度）

機器名称

対応件数

定置式モニタ類

50

臨界警報装置9

体表面汚染モニタ類

267

サーベイメータ類

535

放射能測定器類

38

環境監視野外設備

4

その他

80

合計

983

※調査依頼の件数も含む。

- 78 -

- 79 -NaI(Tl)シンチレータ

線量当量(率)/吸収線量（率）サーベイメータ(γ線) NaI(Tl)シンチレーション式に用いる NaI(Tl)シンチレータとして使用する。

検出器用)として使用する。

定置式モニタ類の高圧電源モジュール(エリアモニタ(中性子)

放射線管理用機器の交換用部品として使用する。

トランジスタ

高圧電源モジュール

テスト回路モジュール用リレーとして使用する。

部品の用途

テスト回路モジュール用リレー(K2～K4)

部品名称

4KS4

D-503 又は D503opt-001

1R1

S-3053J①2SC1959②2SC1815③2SA1015④2SC2235⑤2SC2120①2SC367 又は
2SC367(G)②2SC372 又は
2SC372(G)2SC373 又は
2SC373(G)③2SA495 又は2SA495(G)④2SC503⑤2SC509 又は
2SC509(G)

代替製品
APG2122 又はES-5140型式

LZN4 又はNF4(EB)-12V

元製品

表 8.1.4 交換用部品の同等性確認及び改廃設計の状況（令和 2 年度）

無

無

無

無

改廃設計
の有無

JAEA-Review 2023-045

- 80 -

1回/年以上性能検査（定置式モニタ設備）

1回/年以上総合検査（臨界警報装置）

1回/月

性能検査
（臨界警報装置）

1回/年以上施設定期自主検査

受入れ時

放射線管理用機器の検査等（受入検査）

再処理施設保安規定

保安規定等に基づく検査

放射線管理担当課等が行う
日常点検（1回/日)，
月例点検（1回/月）等

状態監視保全時間計画保全

受入れ時及び1回/年以上

放射線管理用機器の検査等

放射線保安規則
放射線障害予防規程等

定期保全

全

受入れ時及び1回/年以上

放射線管理用機器の検査等その他必要に応じ常備した
放射線測定器等

1回/年

単体検査

1回/年以上総合検査

予防保全の観点から
自主的に実施する検査

自主的な検査メーカ外注修理

社内における修理

通常事後保全

斜線網掛け部は，JIS Z 8115:2000「ディペンダビリティ(総合信頼性)用語」を参考にした。

事後保全（修理）

保守用部材との交換による
機能回復等

緊急保全

図 8.1 放射線管理用機器の保全体系

1回/年以上

施設の定期的な自主検査(臨界警報装置)

1回/年以上

施設の定期的な自主検査(定置式モニタ，サーベイ
メータ，手足モニタ)

1回/年以上放射線管理用機器の検査等

核燃料物質使用施設
保安規定

排気モニタサンプリングポンプのブレード交換等（1回/年 or 2年）

経時保全

予防保全

保

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8.2

高経年化機器の更新

8.2.1

第二付属排気筒トリチウム・カーボンサンプラの更新

ガラス固化技術開発施設の 2 階（TVF A212）に設置している第二付属排気筒トリチウ
ムサンプラ及びカーボンサンプラは、平成 7 年 12 月に使用前検査に合格し、20 年以上稼働しているため、経年劣化に伴う保全として更新を行うこととした。
トリチウムサンプラは、排気を冷解凍部（冷却トラップ）中に通して、排気中の水分を凝縮させ、氷水として捕集（冷却凝縮法）及び回収する装置であり、第二付属排気筒に同一仕様の装置を 2 系統設置及び並列運転している。更新にあたり、トリチウムサン
プラについては既設と同様の冷却凝縮法を用いた装置を導入、また、設置については平成 29 年度に更新した主排気筒のトリチウムサンプラと同様に実施した［1］。図 8.2.11 に更新前後のトリチウム・カーボンサンプラ概略図を示す。
更新業務は平成 30 年度より実施し、令和 2 年度に完了した。主な実施内容は以下のとおりである。
平成 30 年度
1） 装置の要求機能の整理及び仕様書作成
2） 更新に係る発注業務（発注範囲については、設計、製作、据付、調整、試験検査の全てを一括発注とした。）
3） 原子力規制庁面談対応（廃止措置計画変更認可申請の必要性の確認）
4） 廃止措置計画変更認可手続き
5） 契約締結後の進捗管理
令和元年度
6） 据付の保安立会
7） 調達検査時の立会
8） 独立検査の実施
令和 2 年度
9） 撤去・据付の保安立会
10） 調達検査時の立会
11） 独立検査の実施- 81 -

JAEA-Review 2023-045（a）更新前（b）更新後図 8.2.1-1 トリチウム・カーボンサンプラ更新概略図［1］ 放射線管理部、平成 26 年度～平成 30 年度
JAEA-Review 2020-078、2021、475p．

- 82 -

放射線管理部年報、

JAEA-Review 2023-045

8.2.2

プルトニウム燃料第三開発室における臨界警報装置の更新

令和 2 年度にプルトニウム燃料第三開発室 臨界警報装置の据付作業の契約が締結（R2.10.7）となり、令和 3 年 12 月末までの期間で実施されることとなった。現地での実作業は令和 3 年 2 月から開始され、主にケーブル貫通用の壁穴コア抜き作
業、非管理区域のホーンブロワの据付及び電線管敷設作業を行った（令和 3 年度も継続実施予定）。その他、監視盤設置のためのベース取付、監視盤搬入のための階段補強等を実施した。据付作業については令和 3 年度も引き続き実施する予定である。

8.3

高経年化機器の維持管理に係る点検
8.3.1

排気モニタサンプリング配管の点検

全ての屋外対象配管について点検した結果、L 棟のサンプリング配管サポートのボ
ルトの脱落が確認された。
（前年度と同様）サンプリング配管には支障はなく、放射線管理上の問題はないが、施設側と調整し対策をとることとした。なお、サンプリングは実施できており、放射線管理上の問題は発生していない。A 棟のサンプリング配管サポートの U ボルト腐食については、施設側によって補修が行われた。また、屋内のサンプリング配管には腐食等はないことを確認した。

8.4

安全管理棟及び環境前処理棟の耐震工事
安全管理棟西棟は「旧現場事務所」及び「西棟」で構成されているが、平成 26 年に実施した耐震診断において、旧現場事務所は緊急度の総合評価 a、西棟は緊急度の総合評
価 b と判定された。また、環境前処理棟は、平成 28 年に実施した耐震診断において、緊急度の総合評価 b と判定された。この結果を受け、安全管理西棟と環境前処理棟の耐震工事を行うこととなった。令和 2 年度は建物内部・外部の調査や地盤調査を実施し、その結果に基づいて耐震補強方法を選定した。この耐震補強を行うことにより、安全管理棟西棟及び環境前処理棟の緊急度の総合評価は d に改善されるという計算である。
耐震補強のための工事は、令和 3 年度に行われる。
緊急度の総合評価 a：地震の震動及び衝撃に対して倒壊し、又は崩壊する危険性が高い
緊急度の総合評価 b：地震の震動及び衝撃に対して倒壊し、又は崩壊する危険性がある
緊急度の総合評価 d：地震の振動及び衝撃に対して倒壊し、又は崩壊する危険は低く、災害応急対策活動に必要な施設として要求される機能が確保できる- 83 -

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9. 研究開発
9.1 研究開発の推進
サイクル研究所では、わが国最初の再処理施設や MOX 燃料施設があり、それらの施設
では安全の確保を最優先に研究開発が進められ、放射線管理部では、保安規定や県協定等に基づく放射線管理や環境監視を実施している。これらの放射線管理や環境監視に関して、より詳細にデータを取得することにより十分に余裕を持って実施されていることの確認や、より効果的かつ効率的な測定手法や分析手法を開発することによる実務の最適化や高度化を目的として各種の研究開発を進めている。これらの研究は、施設で取り扱われる核燃料物質からのα線や中性子線による作業環境におけるモニタリング技術の高度化に関する研究や、作業者の被ばく線量の測定・評価技術の高度化に関する研究、また、再処理施設では多くの種類の核分裂生成物（FP）や超ウラン元素を取り扱うため、それらの環境中での挙動や影響評価手法の研究等である。また将来の新しい測定技術の開発として先行基礎工学研究や日本原子力研究開発機構内萌芽研究についても取り組んでいる。なお、これらの研究成果はサイクル研究所だけでなく、日本原燃株式会社再処理施設の運転や影響評価手法等の基礎データとして利用されるとともに、分析手法の一部はわが国の標準的なマニュアルにも採用されている。
令和 2 年度においては、表 9.1 に示す研究開発等を自主的に行い、放射線管理技術の向上に努めた。
なお、外部発表状況は、以下の通りである。
（1）技術資料
報告書等として 4 件、論文投稿・掲載として 17 件の計 21 件の技術資料を作成した。
（2）口頭発表
国際会議発表が 3 件、保健物理学会 3 件、日本原子力学会 7 件及びその他 6件の計 19 件の口頭発表を行った。
詳細については、付録 2 に記す。

- 84 -

JAEA-Review 2023-045

表 9.1 令和 2 年度における放射線管理技術等の開発等の実施項目

種類

実 施 項 目ZnS（Ag）シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダス
トモニタ検出器の開発

放射線モニタリング
技術の高度化研究

個人被ばく線量測定・評価技術の高度化研究

除染技術の研究

緊急時用軽量可搬型空気モニタの開発
デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」αダストモニタの要素技術開発排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合の迅速な測定方法の検討
作業者と線源の位置関係が水晶体等価線量評価結果に及ぼす影
響の評価
臨界事故時に個人線量計から評価すべき線量と入射方向によるレスポンス補正
東電福島第一原発緊急作業従事者の被ばく線量の再構築に関する研究
空気汚染に伴う身体汚染時の新たな除染方法の検討(2)- 85 -

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9.2 放射線モニタリング技術の高度化研究
9.2.1

ZnS（Ag）シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダストモ
ニタ検出器の開発① 緒言
現在 Pu 施設等における作業環境中の空気汚染監視では、半導体検出器を用いた波高弁別によりラドン子孫核種の影響を低減させているが、半導体検出器は耐久性や耐ノイズ性の面で課題があるため、より信頼性の高い検出器の開発を行う。
② 実施概要「ZnS ダス
先行研究[1]において改造を行った ZnS(Ag)シンチレーション検出器（以下、トモニタ」という。）では、現行の半導体検出器（既存ダストモニタ）と同程度の計数
効率と波高弁別性能を有していることがわかった。本件では、さらに実用化に向けた検証を行う。まず、既存ダストモニタと同様に実環境での連続モニタリングを実施して、通常測定が可能であることを確認し、ラドン子孫核種を波高弁別することが可能かを検証する。また、既存ダストモニタで用いている複合同軸ケーブルは、調達が困難である
ことや接触不良等の故障につながるため、故障リスクの少ない検出器の設計・製作を行う。さらに、前年度ではできなかった照射装置を用いた試験と実環境での測定を行い、中性子の影響を評価する。
③ 結果と考察
1)ZnS ダストモニタの設計・製作
既存ダストモニタの問題点であるケーブルの取り回しを見直して、新規に ZnS ダスト
モニタの設計・製作を行った。製作したダストモニタは設計通りの性能を有していることを確認した。
2)中性子エネルギーと ZnS への影響の関係
計測機器校正室の 252Cf 線源を用いて中性子の照射を行った。中性子の直接線を照射した場合と減速材を用いて中性子のエネルギーを減速させて現場環境の中性子エネルギーを模擬した場合の照射を行った。その結果、中性子のエネルギーが低くなると、ZnS
ダストモニタでの計数値が減少することがわかった。
3)実環境での連続モニタリング試験
PWTF 及び Pu-2 の実環境において、空気をろ紙に集塵し連続モニタリングを実施した。
両施設において ZnS ダストモニタと同時に既存ダストモニタを用いて比較測定を行った。
既存ダストモニタは ZnS ダストモニタに比べて指示値が低いものの、両ダストモニタの指示値の変動は同じ挙動を示したため、通常測定は可能であると確認した。
4)ラドン子孫核種の波高弁別
ZnS ダストモニタの 241Am 線源（Pu-α）、実環境で集塵したろ紙（RnTn）及びろ紙なし（実環境の中性子）に対するスペクトルを MCA で測定した結果を図 9.2.1-1 に示す。上記 で 得 ら れ た ス ペ ク ト ル に 対 し て 、 測 定 領 域 の 上 限 値 (ULD:Upper Level
Discriminator) を変化させた場合の測定領域に入るカウント数の割合を図 9.2.1-2 に示す。
- 86 -

JAEA-Review 2023-045

図 9.2.1-1 Am-241、RnTn、実環境の中性子のスペクトル

図 9.2.1-2 ULD 設定値に対する Am-241 及び RnTn の測定領域に入るカウント数の割合④ まとめ開発したダストモニタは設計通りの性能を有しており、実環境において通常測定が可能である。また、中性子の影響については、線源による高線量率下においては低 ch 側で計数する
ものの、実環境の線量率下においては RnTn による BG レベルに比べて二桁以上小さいため無視できることがわかった。一方で、RnTn の波高弁別については、RnTn の除去率を高くするとPu-αの計数効率が低下するため、設置する環境にあわせて測定領域を最適化させることが必要であるとわかった。
[1]奥山 駿、ZnS（Ag）シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダストモニタ検出器の開発、第 2回日本放射線安全管理学会・日本保健物理学会合同大会、2019.

（線量計測課：佐々木 一樹）- 87 -

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9.2.2 緊急時用軽量可搬型空気モニタの開発
1. 目的
大規模汚染事象が発生した際、作業者の退出に伴う汚染拡大防止のためグリーンハウスを設置し、ハウス内の空気中放射性物質濃度を常時監視する必要がある。従来、空気中放射性物質濃度の連続監視には可搬型空気モニタが用いられており、放射線管理担当課による迅速な設置対応が重要となる。現在、可搬型空気モニタは市販のものを用いているが、モニタ一式は高価（400 万円以上）であるのに加え重量は約 80kg であるため持ち運びも容易ではないことが課題であった。また、使用の都度、サンプラ部や検出部、集塵部といった各部位を放射性廃棄物としていたため、廃棄物発生量の軽減化と各部位の再利用が検討されている。そこで本研究では、軽量かつコンパクトで、各部位における汚染の有無の判断、汚染した場合は、容易に処分が可能な構造の可搬型空気モニタを開発することを目的とした。
2. 研究内容及び成果の概要
可搬型空気モニタを開発するにあたり、検出部、集塵部、サンプラ部、計数・警報部の 4 つの部位について以下の検討を行った。
①検出部の検討及び成果
従来、GB 解体作業等における GH 内の空気中放射性物質濃度の監視には市販の可搬型空気モニタの検出器を使用しているが、本検出器はサンプリングした空気と触れるため、汚染するリスクが高い構造である。また、検出器は一度汚染が付着してしまうと除染が困難といった課題もある。従って、汚染された検出器は再利用することができず放射性廃棄物として処分されていた。
そこで、これらの課題を解消するため、検出器表面がサンプリング空気と触れることを防ぐマイラ膜を設置でき、検出器には現行の可搬型空気モニタの検出器に加え、サーベイ
メータ（α線用、β線用共に設置可）も用いることのできる検出部を考案・設計した。これに伴い、検出器表面にサンプリング空気が触れず、汚染した環境で使用しても検出部は再利用することが可能となる。また、検出器に現場で多く用いられているサーベイメータ
を用いることで、コスト削減及び大量配備にも繋がる。
②集塵部の検討及び成果
従来からろ紙をセットして空気を捕集する集塵部に関しては、様々な材質や形状のものを使用していたが、今回の検討では廃棄物として捨てやすく大量生産が可能な構造を前提とし、接続する検出部及びサンプラ部への汚染拡大防止を図ることとした。その結果、上述のとおり検出部は再利用を可能とすることができ、サンプラ部についてはろ紙を多段階にセットできる構造とすることで汚染した空気がサンプラ部を通過したか否かを確認する
ことができるようになった。

- 88 -

JAEA-Review 2023-045③サンプラ部の検討及び成果
サンプラ部については、従来用いていたものは重量が 80kg あり、持ち運びが容易ではな
かったことから軽量（10kg 程度）かつメンテナンスフリーのものを市販品の中から選定した。また、サンプラ部へのコンセント取付けや集塵部設置用の架台の製作を実施したことによりコンパクトかつ機能性の高いデザインにすることができた。
④計数・警報部の検討及び成果
計数・警報部については、従来用いていた可搬型空気モニタの検出器と互換性のある表示機器を流用することとした。また、検出器にサーベイメータを用いた場合はサーベイメ
ータに備わっている警報機能及び記録計出力機能を用いることで現行の可搬型空気モニタと同様な連続監視をすることが可能である。
以上のように各部について検討を行い、軽量かつコンパクトで各部位における汚染の有無の判断、汚染した場合は、容易に処分が可能な構造の可搬型空気モニタを開発した。図9.2.2-1 に、開発した可搬型空気モニタと従来品とを比較した写真を示す。

図 9.2.2-1 開発した可搬型空気モニタと従来品との比較（左：開発品 右：従来品）（放射線管理第１課：田村 健）- 89 -

JAEA-Review 2023-045

9.2.3

デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」αダストモニタの要素技術
開発

1. 目的
高湿度・高β/γ放射線環境で高濃度のαダストを「その場」で測定する機器の高度化を行った。令和 2 年度は過去に制作したダストモニタ試作機を用いた基礎試験を行い、それを基に翌年度以降開発する後継機のスペック決定を行った。
2. 研究内容および成果の概要（1） 過去に製作したダストモニタ試作機を用いた基礎試験① 改良箇所の抽出や流路・加熱方法検討、検出器汚染に関する対策検討
図 9.2.3-1 に、過去に製作したダストモニタ試作機の外観を示す。サイクル研究所において過去の試作機を用いて改良型流路、検出器保護対策を組み合わせた基礎性能試験を実施し、本体や流路への改良必要箇所を抽出した。
改良型流路としては、図 9.2.3-2 に示すように、銅板を加工し、扁平部：10mm×50mm、長手方向 300 ㎜の流路を作成した。粒子取り込み部付近に PTC ヒータ（温度は PID 制御）を取り付
け、断熱材を巻いている。過去に試験した際は、煙突効果による粒子の吸引効果を狙っていたが、その状態では、加熱部を約 150℃以上にしないと十分な吸引流速が得られず、その流速も外乱の影響を受けやすい課題があった。今回の試験においては、定流量のポンプにて吸引を行うことで、加熱温度を下げるとともに、流量の安定化を図った。改良型流路を図 9.2.3-3 に示
すとおり、
温度：約 20～22℃、
湿度：99～100％RH に制御したチャンバー内に入れ、流量 5.0L/min
で空気を吸引しながら加熱試験を実施した。Tc は流路入口付近の加熱温度（PID 制御用温度計の指示値）、T1 は加熱部から 5cm、T2 は加熱部から 10cm の位置における扁平流路壁面温度である。流路内の検出部付近においては、空気の温湿度計を配置し、測定を行った。結果を図 9.2.3-4
及び表 9.2.3-1 に示す。周辺湿度が 100％の状態においても、流路入口を約 80℃まで加熱することによって、流路内の空気の湿度を 30％未満に低下可能であることがわかった。実際の炉内においては安全確保の観点から過度の加熱を避け、80℃程度にとどめることが望ましい。

図 9.2.3-1 過去に試作した高濃度αダス

図 9.2.3-2 左から吸引ポンプ、改良型加熱流

トモニタ検出部の写真

路（銅製。下側にヒーターを設置し、グラス
ウール材を用いて断熱）、流路温度計である。

- 90 -

JAEA-Review 2023-045

表 9.2.3-1 流路加熱時の温度及び湿度プロファイル
Tc（℃） T1（℃） T2（℃） 検出部付近の空気温度（℃） 検出部付近の空気湿度（%RH）
40

33.6

32.1

28.2

54.5

60

48.1

43.3

26.5

38.0

80

62.9

48.1

35.3

28.3

100

77.2

66.3

49.6

20.0

120

92.7

78.3

58.6

16.3

図 9.2.3-3 高湿度チャンバー内で

図 9.2.3-4 流路の加熱温度（Tc）と流路内検出部の加熱試験の外観

付近の相対湿度の変化

流路改良の一環として、流路形状の工夫による粗大粒子の除去を試みた。図 9.2.3-5 に、粒子の 1 分間の沈降距離の粒径依存性を示す。これはストークスの式（粘性流体中の粒子沈降の式）を変形し、粒子の密度として燃料デブリで考えられる密度のほぼ中央の値である 5g/cm3 を代入して計算されたものである（燃料デブリはコンクリート：約 2g/cm3 から核燃料そのもの：
約 11g/cm3 の複雑な混合物と仮定）。粒径が 1μm では 1 分間に約 0.9cm、3μm では約 8.2cm、10μm では約 91cm 沈降する。本ダストモニタは燃料デブリの切断場所付近による濃度測定を行うことを想定しているが、3μm 以上の粗大粒子は沈降が早いため、切断箇所から離れた箇所への飛散の可能性は少ない。一方でダストモニタは流路内を通過する放射能の計数率計として動作することから、粗大粒子が流路内に入った場合には一粒あたりの放射能が大きいため（α線なので、表面積が大きいと放射能も大）、指示値変動に対する粗大粒子の影響が大きい。
従って、切断場所から離れた場所への飛散量評価の観点からは、3μm 以上の粗大粒子が検出器に入らない工夫が必要である。

- 91 -

JAEA-Review 2023-045

図 9.2.3-5 ストークスの式から得られる、粒子の 1 分間の沈降距離の粒径依存性（空気中、粒子密度：5g/cm3 と仮定）
粗大粒子の除去試験の試験としては、サイクル研究所の安全管理別棟内にグリーンハウスを設営し、その中で蛍光微粒子（ZnS:Cu、4.1g/cm3）を散布したうえで、扁平流路を用いた粒子吸引試験を実施した。各条件において粉末の散布時間及び測定時間は 30 秒とし、扁平流路内の粒径分布測定においては図 9.2.3-6 に示す通り、パーティクルカウンターを直接取り付け、吸引することで実施した。測定条件としては、バックグラウンドを測定したのち、飛散粒子をそのまま吸引（飛散粒子）、流路を縦にして、下方向から吸引（扁平流路（縦））、流路を横にして
吸引（（扁平流路（横））、流路を縦にしたうえで、吸引部分にベンド（90 度直角の障壁）を設けて吸引（障壁試験）して粒径分布の変化を確認した。測定結果を表 9.2.3-2 に示す。扁平流路を縦にした状態で吸引することで 3μm 以上の粒子は 1/2 から 1/3 程度まで減少することがわかった。さらに吸入口付近にベンドを設けることで粗大粒子はさらに減少する。一方で 0.5～1μm の粒子も減少するため、今後α線の吸気中放射性物質濃度を測定する際には、実フィールドで試験し、補正係数を求めることが必要である。

- 92 -

JAEA-Review 2023-045

図 9.2.3-6 パーティクルカウンターと加熱流路を用いた粗大粒子除去試験の外観例
表 9.2.3-2 粗大粒子除去試験の結果
条件

備考

0.3μm

0.5μm

1μm

3μm

5μm

10μm

GH 外

周辺環境の参考値

21502

3189

478

28

8

5

817

166

52

18

7

5

GH 内

試験環境のバックグラウンド（HEPA による GH 内気循環）

飛散粒子

飛散させてそのまま吸引

841

172

57

18

8

2

扁平流路（縦）縦流路を通じて吸引

698

118

28

6

4

1

扁平流路（横）横流路を通じて吸引

508

99

27

4

4

2

障壁試験

流路入口にベンド設置

511

83

23

6

1

1

② 改良実施時のα検出への影響把握
改良機のためのシンチレータの最適膜厚を約 6.0 ㎎/㎝ 2 と決定したうえで同膜厚のシンチレ
ータを光電子増倍管に取り付け、一般居室内（Rn 濃度＜5 Bq/m3）におけるバックグラウンド、高計数率測定試験を実施したの測定試験、U3O8 線源を用いた計数効率試験（線源距離：5 ㎜）
ち、弘前大学が所有するラドン・トロンチャンバー内での濃度追従性試験を実施した。結果を
表 9.2.3-3 並びに図 9.2.3-7 に示す。
バックグラウンド計数は約 1cpm であり、
実フィールド（濃度限度の 107 倍程度の高濃度αダストを想定）では問題にならないことを確認した。計数効率は 80.8％であり、既存ダストモニタと同程度からやや高い程度である。3MBq の Am-241 を用いた高計数率試験では約 2.1×107 cpm と、既存ダストモニタより一桁高い計数率が得られた。また、ラドン濃度追従性試験においては、空気中のラドン濃度に検出器の指示値がスムーズに追従することが確認できた（相関係数：0.85）。

- 93 -

JAEA-Review 2023-045

表 9.2.3-3 シンチレータ最適化後の測定への影響
試験項目

試験結果

評価

室内 BG 測定試験

約 1 cpm

実フィールドでは問題にならない

計数効率 （U3O8 線源）

80.8 ％

既存ダストモニタと同程度～やや高い

高計数率試験

2.1×107 cpm

既存ダストモニタより一桁高い

図 9.2.3-7 Rn 濃度変化に対する検出部の指示値追従性試験。相関係数：0.85。
実フィールドにおいては高γ線バックグラウンド下で、α線のみを選択的に計測する必要がある。サイクル研究所の計測機器校正室においては Cs-137 線源を用いて最大約 100mSv/h の照射が可能であるため、同環境下でα線の指示値変動の有無を確認した。照射試験の外観図を図9.2.3-8 に、測定結果を図 9.2.3-9 に示す。100mSv/h 照射時においても、照射バッチ間のアイ
ドル計測（バックグランド）と計数率の変化は見られず、γ線環境下においてもα線計測が可能であることがわかった。

- 94 -

JAEA-Review 2023-045

40
35
30
25
20

15
10

10mSv/h で照射

50

図 9.2.3-8 γ線照射試験の外観図

100mSv/h で照射照射無し （試験バッチ間のアイドル計測）
0

2

4

6

8

10

12

図 9.2.3-9 Cs-137 に対するγ線照射試験結果（各バッチは 1 分間照射時のα計数を表す）③ 新規開発装置のスペック決定
試験や実際の使用感をもとに、過去の試作機を製作したメーカーと協議を実施し、スペックを決定した。主なスペックは以下のとおりである。
・計数率：従来どおり、2×107 cpm 以上
・HV 調整：外部から調整できること
・コンパレータレベル：外部から調整可能であること・バッテリ又は AC 電源供給により駆動できること
・PMT を容易に交換できる構造（直接製膜するため、交換可能なことが望ましい）
・本体に防水ケースを設けること
・各検出チャンネルの指示値をソフトウェア上で図示できること
・指示値の時間トレンドをソフトウェア上で表示できること（従来は不可）
・本体内部に約 1 ㎜の鉛シールドを設けること（放射線管理第 1 課：坪田 陽一）- 95 -

JAEA-Review 2023-045

9.2.4

排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合の迅速な測定方法の検討

1.背景及び目的
サイクル研究所では、原災法及び事象者防災業務計画に基づき、緊急時活動レベル（EAL）に基づく排気モニタの通報レベルが定められているが、排気モニタのベータ線ダストモニ
タ部（GM 管又はプラスチックシンチレーション検出器）については、通報レベルが排気モニタの測定上限を上回るため、測定上限値をもって通報することとなり、過度に低い放出量
で EAL 到達を判断する課題がある。
そこで、排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合、回収したろ紙上に付着した放射能から EAL を超えているかを迅速に測定する方法を検討した。
2.検討内容通常、排気中の放射性物質濃度を定量する場合、排気モニタによる測定とは別に、ろ紙（直接 50mm、有効径 45mm）を回収し放射能測定装置（GM 管又はプラスチックシンチレーション検出器）を用いて放射能を定量している。しかし、EAL に達する放射能（4×105～2×106 Bq
程度）では、数え落としや窒息現象により、放射能を正しく測定できない。そこで、放射能が付着したろ紙を、薄窓付電離箱式サーベイメータを用いて測定することで、迅速に放射能を定量する方法を検討した。測定時の様子を図 9.2.4-1 に示す。
・排気モニタの校正に用いる天然ウラン線源（有効径 45 mm）を使用し、薄窓付電離箱式
サーベイメータ（ICS-321）の検出器表面と線源との距離を 0mm から 50mm で変化させ、指示値（µSv/h）を読み取る。
・放射能（Bq）と指示値（µSv/h）の関係から換算係数（Bq/µSv/h）を求める。

薄窓付電離箱式
サーベイメータ

治具

距離50㎜
天然ウラン線源
図 9.2.4-1

測定時における薄窓付電離箱式サーベイメータと治具の設置状態- 96 -

JAEA-Review 2023-045

3.結果とまとめ・距離の増加に伴い、指示値はほぼ直線的に減少すること、距離 50mm に指示値は距離 0mm
に対して約 1/3 に減少することが分かった。
・薄窓付電離箱式サーベイメータの測定上限が 104 µSv/h であるため、ろ紙と検出器間の距離を 50mm 離すことで EAL 相当の放射能を測定できることがわかった。
・指示値（µSv/h）に換算係数 4.4×102 Bq/µSv/h（距離 50mm のとき）を乗ずることで放射能（Bq）を算出する方法を整理した。
・ろ紙と検出器間の距離を正確に設置する治具を製作し、測定手順を整理した。
（放射線管理第 2 課：森藤 将之）- 97 -

JAEA-Review 2023-045

9.3 個人被ばく線量測定・評価技術の高度化研究
9.3.1

作業者と線源の位置関係が水晶体等価線量評価結果に及ぼす影響の評価（1）研究の目的・概要
眼の水晶体の等価線量限度を引き下げる法令改正（令和 3 年 4 月 1 日施行）に向け、サイクル研究所では、グローブボックス作業時など線量の高い環境で鉛含有の防護メガネを着用する際は、眼近傍に着用する水晶体用線量計を用いることとなった。
線源となるグローブボックスには、内部の装置、壁面全体に放射性物質が付着しているため、作業者への様々な方向からの放射線の入射が想定される。本研究では防護メガネを着用した作業者と線源の位置関係に着目し、水晶体用線量計の着用位
置と実際の眼の水晶体位置での被ばく線量の差異を評価するため、作業者を模擬したファントムを用いた校正場での照射試験（作業者模擬照射試験）及び作業現場での作業者の着用試験（作業者着用試験）を実施した。
（2）研究内容及び成果の概要①作業者模擬照射試験

RANDO ファントム
DOSIRIS(目尻)RANDO ファントムの頭部に水晶体用線量計
DOSIRIS（（株）千代田テクノル製 LA 型）及び防護メガネ（（株）マエダ製 HAGOROMO FG50-770）
を取り付けて作業者を模擬し（図 9.3.1-1）照射試験を実施した。照射条件は、正面を 0°とし、0°（入射条件 a-0°）、側方（右）90°（入射条件 a-90°）、常時水平回転（入射条件 a-水平）、上方 60°（入射条件 b）から、137Cs のγ

UD807(水晶体の位置)線、241Am のγ線、90Sr-90Y のβ線を照射した。
その際、水晶体の位置での 3 mm 線量当量を測定するために、TLD 素子（Panasonic 社製 UD-807P）

防護メガネ
正面ガラス 0.5 mmPb
側面ガラス 0.6 mmPb

図 9.3.1-1 各線量計及び防護メガネの取付図に、厚さ 3 mm のアクリルフィルタを前面に貼付したもの（以下、「UD807」という。
）を
RANDO ファントムの眼に埋め込み、同時に照射した。図 9.3.1-2 に 241Am のγ線及び
137

Cs のγ線照射時の各入射方向におけるDOSIRIS（目尻）と UD807（水晶体の位置）の測定値を示す。いずれの入射方向においても両者の測定値に大きな相違はなかった、が、241Am のγ線照射では「DOSIRIS＞UD807」
137

Cs のγ線照射では「DOSIRIS＜UD807」と図 9.3.1-2 137Cs のγ線及び 241Am のγ線照射時の DOSIRIS と UD807 の測定値比較- 98 -

JAEA-Review 2023-045

なる傾向にあった。これの原因は DOSIRIS と UD807 のエネルギー特性、方向特性及び着用位置の差異と考えられるが、それぞれの影響度合を明確には解析はできていない。
防護メガネの遮蔽効果（表 9.3.1-1）は、137Cs のγ線に対してはほぼないことがわかった。また、241Am のγ線に対して、入射条件 a-0°では 80％を超えて遮蔽する
ものの、入射条件 b ではほぼ遮蔽しなかった。90Sr-90Y のβ線は、入射方向によらず防護メガネに遮蔽されるが、入射条件 b の結果から、防護メガネの着用によって生じた隙間からβ線が入射し、DOSIRIS のみが被ばくする可能性があることがわかった。なお、ここでの遮蔽効果は、同種の線量計同士の、［1－｛測定値（防護メガネ有）｝/｛測定値（防護メガネ無）｝］％とした。
表 9.3.1-1 各線種に対する入射方向ごとの防護メガネの遮蔽効果（％）
137

線種

241

Cs γ線

90

Sr-90Y β線

Am γ線

入射条件

a-0°

a-90°

a-水平

b

a-0°

a-90°

a-水平

b

a-0°

a-90°

a-水平

b

UD807

3.6

0

2.0

4.1

87

81

54

1.9

100

100

100

100

DOSIRIS

6.3

9.0

5.4

2.2

88

72

46

1.1

100

100

100

59

②作業者着用試験
再処理廃止措置技術開発センター転換施設課において、作業者（計 8 名）に（2）①と同様の防護メガネ及び DOSIRIS を着用させ、現場作業（取扱核種は Pu 同位体）
における防護メガネの遮蔽効果を調査したところ、平均 50％だった。なお、ここでの遮蔽効果は、［1－｛測定値（DOSIRIS）｝/｛測定値（頚部 TLD）｝］％とした。また、放射線管理第 1 課の協力の下、プルトニウム燃料第三開発室（FP-103）（取扱核種
は Pu 同位体）の主要なグローブボックスの前に防護メガネ及び DOSIRIS を取り付
けたマネキンを設置し、防護メガネの遮蔽効果を調査したところ、線源が上方にある場合は平均 57％であった。なお、ここでの遮蔽効果は、DOSIRIS の［1－｛測定値（防護メガネ内側）｝/｛測定値（防護メガネ外側）｝］％とした。
これらの結果から、（2）①にて作業者と線源の位置関係の経時変化を模擬した入射条件 a-水平の遮蔽効果（約 50％）と概ね一致したことがわかった。
（3）まとめ（2）①にて UD807 と DOSIRIS の測定値に大きな相違がなかったことから、作業者と線源の位置関係によらず、水晶体等価線量は水晶体用線量計によって適切に評価できる。また、（2）①及び②に示した防護メガネの遮蔽効果の結果から、防護メ
ガネでは防護できない条件があることを確認した。そのため、防護メガネの使用にあたっては、作業者と線源の位置関係、線量分布、取扱核種及び防護メガネの仕様を考慮し、着用時の作業性の悪さも加味して有効な防護策であるか検討する必要がある。
（線量計測課：佐久間 修平）- 99 -

JAEA-Review 2023-045

9.3.2 臨界事故時に個人線量計から評価すべき線量と入射方向によるレスポ
ンス補正(1) はじめに臨界事故時における個人の被ばく線量は吸収線量で評価される。1982 年の IAEA のマニュアル[1]では、中性子について、直径 30 cm の円柱ファントムの表層付近で定義される吸収線量の使用が推奨された。光子については、そのマニュアルでは特に指定はなく、通常の個人線量計を使用するとされていた。一方、2013 年に（44 年ぶりに）改訂された ANSI/HPS
N13.3、 Dosimetry for Criticality Accidents [2]では、臨界事故時に個人線量計によって評価されるべき線量として、体表面の深さ 10 mm における個人吸収線量（Dp(10)）が推奨された。Dp(10)は、現在個人モニタリングで使用されている実用量（Hp(10)など）の考え方とも大きく乖離せず、むしろ中性子にも光子にも適用できるという利点がある。また、
ANSI/HPS ではその評価においては、身体への放射線の入射方向について適切な補正を行い、線量の保守的な（上限の）値を決定すべきだとする。サイクル研究所で使用している個人線量計（TLD バッジ）について、上記 ANSI/HPS の考え方をそのまま取り入れた場合の対応について検討する。
(2) 方法正面入射における中性子フルエンス－Dp(10)換算係数を図 9.3.2-1 に示す。IAEA マニュ
アル[1]の換算係数（表 XIV）と大きな相違はない。TLD バッジの応答関数には報告者らよる
計算値[3]を使用し、それらと臨界事故時に想定される計 140 個の線源スペクトル[4]とのフォールディング計算から TLD バッジ（UD-809P 第 4 素子）の Dp(10)に対するレスポンスを算出する。
(3) 結果計 140 個の線源中性子スペクトル（前方入射）について、TLD バッジの中性子 Dp(10)レスポンス（Dp(10)当たりの指示値）を図 9.3.2-2 に示す。図は、以前に報告した IAEA マニュ
アルの吸収線量に基づくレスポンス（参考文献[5]、図 10.3.10-3）の改訂版に相当するもので、横軸は中性子スペクトル識別番号である。また、図 9.3.2-3 に TLD バッジの中性子
Dp(10)レスポンスの入射角度による変化を示す。線源体系や施設の遮蔽条件等によって変化する中性子スペクトル（減速の程度）に応じてレスポンスに幅が生じるが、背面側から中性子が入射する場合については、TLD の感度に大きく影響する低エネルギー中性子が身体によって遮られるため、施設の遮蔽条件等に依らずほぼ一定のレスポンスとなる。線量評価の初期段階で線源に対する身体の向き等被ばく状況が不明な場合には、Dp(10)レスポンスを 1 としておけば、大きな過小な線量評価にはならないことが確認された。
参考文献[1] IAEA, Dosimetry for Criticality Accidents, Technical Report Series No. 211,
1982.

- 100 -

JAEA-Review 2023-045[2] Health Physics Society, ANSI/HPS N13.3, Dosimetry for Criticality Accidents,
2013.
[3] N. Tsujimura et al., Dataset of TLD badge response and hair actiration for
criticality accidents neutron dosimetry, Prog. Nucl. Sci. Technol. 6, pp.148–151,
2019.
[4] F. Takahashi, Program for rapid dose assessment in criticality accident,
RADAPAS, JAEA-Data/Code 2006-019, 83p., 2006.
[5] 放射線管理部，平成 26 年度～平成 30 年度 放射線管理部年報，JAEA-Review 2020-078，
pp.270–272，2021.

図 9.3.2-1 中性子フルエンス－Dp(10)換算係数（なお、光子の換算係数は Hp(10)のそれに等しい）

図 9.3.2-2 臨界事故時の想定中性子スペクトルに対する TLD バッジの Dp(10)レスポンス（正面入射）- 101 -

Dp(10) response (Sv γ-eq./Gy)

JAEA-Review 2023-045

100

10

1

0.1

0

30

60

90

120

150

180

210

240

270

300

330

360

Angle of incidence (°)

図 9.3.2-3 臨界事故時の想定中性子スペクトルに対する TLD バッジの Dp(10)レスポンス（入射角度別）- 102 -

JAEA-Review 2023-045

9.3.3 東電福島第一原発緊急作業従事者の被ばく線量の再構築に関する研究(1) はじめに事故時の線量評価や疫学調査では、実用量で校正された個人線量計の指示値を実効線量等に変換して分析する必要がある。その目的で、人体形状ファントムに取り付けた個人線量計を、作業場における代表的な曝露ジオメトリを模擬する条件で照射し、そのレスポンスを実験的に得る試みが行われている[1]。しかしながら、これらの実験では、点線源が使用されため、線量率勾配のない平行ビームを実現できず、得られるレスポンスは近似的にものにならざるを得ない。そこで、理想的な照射条件と、点線源を用いたそれらの近似条件において、人体形状ファントム上における個人線量計レスポンスを計算シミュレーションによって比較し、実験値に含まれる系統誤差を推定する。本研究は、厚生労働省労災疾病臨床研究
事業費補助金による「放射線業務従事者の健康影響に関する疫学研究」の一部として行われたものである。
(2) 方法MIRD 型人体形状ファントムの左胸に取り付けた個人線量計のレスポンスに、理想的な照射ジオメトリ（前方－後方ジオメトリ（AP）、回転ジオメトリ（ROT）及び等方ジオメトリ（ISO））と、点線源を用いるそれらの模擬照射ジオメトリとで有意な違いが生じるかどうかを MCNP5 による計算によって評価する。計算では、標準的な MIRD ファントムを一部改造したもの（個人線量計のレスポンスに影響すると考えられる骨格と肺構造だけを保存し、その一方で両腕を追加）[2]を使用する。左胸部（中央から 7 cm）表面の 3 cm × 3 cm × 1 cmの領域内における空気カーマを F4 タリーで計算し、それを直接入射（ファントムなし条件
での）成分の空気カーマで除することで個人線量計のレスポンスの代用とする。線源光子は、理想的な照射ジオメトリのうち ROT については、ファントムを取り巻くよう配置された複数の板状線源から面平行ビームで、ISO については、ファントムを内包する球面の内側からランダムに、線源光子をそれぞれ発生させることで模擬する。実験体系での照射ジオメトリの模擬は、ファントムの実効中心から距離 2、3 及び 4 m、かつ任意の位置に等方点線源を配置することで行う。光子エネルギーは、0.06、0.08、0.10、 0.20 及び 0.662 MeV とする。
(3) 結果表 9.3.3-1 に、理想的な照射ジオメトリ（AP、ROT 及び ISO）と、点線源を用いてそれらを模擬した照射ジオメトリ（実験条件に相当）とで、個人線量計のレスポンスを比較した結果を示す。理想的な照射ジオメトリでのレスポンスからの偏差は、表の「Δ(％)」カラムに示されており、AP 模擬では、−2.1～−0.3％、ROT 模擬では、+0.7～+3.2％、ISO 模擬では、−0.7～+1.1％であった。特に AP と ROT の両模擬条件では、点線源とファントムが近接するにつれて偏差がそれぞれマイナス側とプラス側に外れていく傾向が確認された。点線源と人体形状ファントムを用いる照射実験は、照射野の一様性や個人線量計の校正作業の経験に基づき、線源－ファントム間距離 3～4 m で行われるが、この距離では、線量再構築作業
において特に重要である光子エネルギー範囲（0.20～0.662 MeV）におけるレスポンスの偏- 103 -

JAEA-Review 2023-045

差は最大でも 1.7％であった。従って、点線源を用いる照射実験で得られたレスポンスは、
線量再構築作業において大きな系統誤差をもたらさないと考えられる。
表 9.3.3-1 理想的な照射ジオメトリと点線源を用いるそれらの模擬照射ジオメトリ（実験条件に相当する）での個人線量計レスポンスの比較
曝露ジオ エネルギー
メトリ

AP

ROT

ISO

(MeV)

天

方

頂

位

角

角

理想的な照射ジオメトリ

点線源を用いる模擬照射ジオメトリ（実験体系の模擬＝体軸を中心に回転）
距離：４ｍ

距離：３ｍ

距離：２ｍ

空気カーマレス

相対レス

空気カーマレスΔ

空気カーマレスΔ

空気カーマレスΔ

ポンス（左胸）ポンス

ポンス（左胸）(%)

ポンス（左胸）(%)

ポンス（左胸）

(%)

0.06

90

0

1.596 ±

0.005

1.00

1.575 ±

0.003

-1.3%

1.575 ±

0.003

-1.3%

1.562 ±

0.003

-2.1%

0.08

90

0

1.576 ±

0.004

1.00

1.554 ±

0.003

-1.4%

1.554 ±

0.003

-1.4%

1.543 ±

0.003

-2.1%

0.10

90

0

1.500 ±

0.004

1.00

1.481 ±

0.003

-1.3%

1.477 ±

0.003

-1.5%

1.472 ±

0.003

-1.8%

0.20

90

0

1.268 ±

0.003

1.00

1.265 ±

0.002

-0.3%

1.261 ±

0.002

-0.6%

1.259 ±

0.002

-0.8%

1.089 ±

0.003

1.00

-0.6%

-0.8%

-0.7%

0.662

90

0

1.083 ±

0.002

1.081 ±

0.002

1.082 ±

0.002

0.06

30

ROT

0.781 ±

0.003

0.778 ±

0.002

0.771 ±

0.002

0.08

30

ROT

0.801 ±

0.003

0.797 ±

0.002

0.793 ±

0.002

0.10

30

ROT

0.791 ±

0.003

0.794 ±

0.002

0.783 ±

0.002

0.20

30

ROT

0.761 ±

0.003

0.758 ±

0.002

0.754 ±

0.002

0.662

30

ROT

0.764 ±

0.003

0.758 ±

0.002

0.762 ±

0.002

0.06

60

ROT

0.875 ±

0.003

0.877 ±

0.002

0.875 ±

0.002

0.08

60

ROT

0.901 ±

0.003

0.899 ±

0.002

0.898 ±

0.002

0.10

60

ROT

0.880 ±

0.003

0.879 ±

0.002

0.884 ±

0.002

0.20

60

ROT

0.811 ±

0.003

0.817 ±

0.002

0.818 ±

0.001

0.662

60

ROT

0.792 ±

0.003

0.791 ±

0.002

0.796 ±

0.001

0.06

90

ROT 0.901 ±

0.004

0.56

0.923 ±

0.003

2.4%

0.928 ±

0.003

3.0%

0.930 ±

0.002

3.2%

0.08

90

ROT 0.931 ±

0.004

0.59

0.945 ±

0.003

1.5%

0.949 ±

0.002

2.0%

0.955 ±

0.002

2.5%

0.10

90

ROT 0.910 ±

0.004

0.61

0.925 ±

0.003

1.7%

0.926 ±

0.002

1.8%

0.935 ±

0.002

2.8%

0.20

90

ROT 0.843 ±

0.003

0.66

0.856 ±

0.003

1.6%

0.858 ±

0.002

1.7%

0.862 ±

0.002

2.2%

0.662

90

ROT 0.827 ±

0.003

0.76

0.832 ±

0.003

0.7%

0.832 ±

0.002

0.7%

0.839 ±

0.001

1.5%

0.06

120 ROT

0.872 ±

0.003

0.877 ±

0.002

0.883 ±

0.002

0.08

120 ROT

0.896 ±

0.003

0.898 ±

0.002

0.906 ±

0.002

0.10

120 ROT

0.879 ±

0.003

0.884 ±

0.002

0.889 ±

0.002

0.20

120 ROT

0.820 ±

0.003

0.819 ±

0.002

0.823 ±

0.001

0.662

120 ROT

0.794 ±

0.003

0.802 ±

0.002

0.804 ±

0.001

0.06

150 ROT

0.737 ±

0.003

0.735 ±

0.002

0.729 ±

0.002

0.08

150 ROT

0.754 ±

0.003

0.745 ±

0.002

0.736 ±

0.002

0.10

150 ROT

0.735 ±

0.003

0.735 ±

0.002

0.727 ±

0.002

0.20

150 ROT

0.704 ±

0.003

0.695 ±

0.002

0.688 ±

0.001

0.662

150 ROT

0.681 ±

0.003

0.681 ±

0.002

0.675 ±

0.001

0.06

ISO

0.846 ±

0.004

0.53

0.852 ±

0.001

0.7%

0.854 ±

0.001

1.0%

0.854 ±

0.001

0.08

ISO

0.865 ±

0.004

0.55

0.874 ±

0.001

1.1%

0.873 ±

0.001

1.0%

0.874 ±

0.001

1.1%

0.10

ISO

0.862 ±

0.004

0.57

0.857 ±

0.001

-0.7%

0.858 ±

0.001

-0.5%

0.860 ±

0.001

-0.3%

0.20

ISO

0.800 ±

0.003

0.63

0.801 ±

0.001

0.1%

0.801 ±

0.001

0.1%

0.801 ±

0.001

0.2%

0.662

ISO

0.781 ±

0.003

0.72

0.782 ±

0.001

0.2%

0.783 ±

0.001

0.2%

0.786 ±

0.001

0.6%

1.0%

参考文献
[1] N. Tsujimura, T. Yoshida, K. Hoshi, and T. Momose, Performance of Panasonic
ZP–1460 Electronic Personal Dosemeter under Exposure Conditions Likely to be Foundat Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, JPS Conf. Proc. 11p, 070008, (2016).
[2] F. Takahashi and K. Sato, ORGAN Dose Conversions from ESR Measurements using
Tooth Enamel of Atomic Bomb Survivors, Radiat. Prot. Dosim. 149(1), pp.67–70 (2012).
（放射線管理部：辻村 憲雄）- 104 -

JAEA-Review 2023-045

9.4 除染技術の研究
9.4.1 空気汚染に伴う身体汚染時の新たな除染方法の検討(2)1. 目的
管理区域内作業時に、複数人の身体汚染が発生した場合、従来の汚染固定や濡れキムタオ
ルを使った拭取りによる除染では多大な時間を要するため、内部被ばくのリスクが高まる。
特に顔周辺（半面マスク接顔部等）については迅速に除染することが必要である。そこで、本研究では従来よりも迅速かつ効果的な除染方法を検討した。
前年度は、新たな除染方法として掃除機を用いた吸引除染を検証するため、粉末汚染を模擬した蛍光粉末を皮膚に付着させ、除染前後の蛍光粉末の蛍光強度比（除去率）を求めて除染効果を評価した。皮膚（手の甲）で濡れキムタオルによる拭き取りとの比較を行い、同等の除染効果があることを確認した。この結果から、
拭き取りがしにくい顔周辺の狭隘部（耳の内側や半面マスク接顔部）には、吸引除染を適用することで迅速かつ効果的な除染が期待できる。しかし、図9.4.1-1 に示すように半面マスク接顔部や耳では蛍光粉末が残る結果となり、立体的に複雑で小さな凹凸がある部位は、一般的なサイズの吸引部（ノズル）では吸引しにくいことが考えられる。そこで、本年度は吸引除染の実用化に向け、ノズルの形状の検討及び図 9.4.1-1 半面マスク着用者の接顔部を吸引除染した結果刷毛を併用した吸引除染の手法を検証した。
2. 試験方法
管理区域内の装備（帽子、半面マスク）をした作業員の顔周辺、耳及び頭髪に蛍光粉末を付着させ、半面マスク接顔部については表 9.4.1-1 に示す手法にて、耳については小型ノズルによる吸引と濡れキムタオルによる拭き取りとの比較にて、頭髪はすきまノズルによる吸引と濡れキムタオルによる拭き取りを比較し、効果的な吸引除染の手法を検証した。今回使用した器
材は図 9.4.1-2 に示す。
図 9.4.1-2 使用器材

- 105 -

JAEA-Review 2023-045

表 9.4.1-1 検証した半面マスク接顔部の除染方法

No.

使用器材

方法

①

すきまノズル（a）

ノズルを接顔部に接触させて吸②

小型ノズル（b）

引する。

③

小型ノズル（b）と化粧ブラシ（c） ブラシで接顔部をなぞりノズル④

小型ノズル（b）と除電ブラシ（d） で吸引する。

⑤

濡れキムタオル

濡れキムタオルで接顔部を拭く。

3. 試験結果
半面マスク接顔部の除染結果を図 9.4.1-3 に示す。今回の試験では①は、吸引除染効果はあるものの顔の皮膚を強く吸い込む時があり、マスクのずれのリスクがあることがわかった。
②は一度に吸引できる面積は小さいが、接顔部等の立体的に複雑な箇所については、小回りが利き、皮膚を吸い込むこともないため、②の小型ノズルが有効である。④除電ブラシ併用
では皮膚に付いた粉末の搔き出し効果が期待できることから、小型ノズルでも入りにくい部
分についての適用が期待できる。③と④では、ブラシによる粉末の搔き出し効果の違いによるものと考えられる。
耳の内側の試験結果では拭き取り除染の除去率が約 50％に対し、小型ノズルを用いた吸引除染では除去率が約 70％となり、吸引除染の方が効果的であった。
頭髪では、拭き取り除染の除去率が約 50％に対し、吸引除染は約 90％となり、頭髪についても吸引除染が効果的であった。
図 9.4.1-3 半面マスク接顔部の
除染結果

4.まとめ
試験結果より、粉末汚染の場合、凹凸がある顔周辺の狭隘部や頭髪にはノズルを使い分けることで、拭き取り除染よりも吸引除染の方が効果的であることがわかった。
（放射線管理第 1 課：本田 文弥）- 106 -

JAEA-Review 2023-045

10. 技術支援、国際協力
10.1 日本原燃株式会社への技術支援
10.1.1 日本原燃株式会社への協力協定に基づく技術支援
新型コロナウイルス感染症の感染防止及び拡大防止の観点から、令和 2 年度は日本
原燃株式会社との技術協定に基づく技術情報交換会は行わなかった。

10.2 講師派遣、見学対応等
10.2.1 外部関係機関への協力（1）日本アイソトープ協会 第 1 種放射線取扱主任者講習への講師派遣
日本アイソトープ協会からの協力依頼を受け、依頼内容に応じた講師を選出して会場へ派遣し、講義を行った。
表 10.2.1-1 にその実績を示す。
表 10.2.1-1 日本アイソトープ協会 第 1 種放射線取扱主任者講習への講師の派遣状況期 日
R2.7.2

場 所

人 数

公益財団法人日本アイソトープ協会

1（東京都文京区）（2）茨城県立水戸第二高等学校（文科省 SSH 指定校）への講師派遣
茨城県立水戸第二高等学校から協力依頼を受け、依頼内容に応じた講師を選出
して会場へ派遣し、講義を行った。
表 10.2.1-2 にその実績を示す。
表 10.2.1-2 茨城県立水戸第二高等学校への講師の派遣状況
期 日R2.7.14

場 所

人 数

授業名

1

環境科学

茨城県立
水戸第二高等学校- 107 -

JAEA-Review 2023-045（3）放射線影響協会 緊急作業者の取扱方針の検討に関する勉強会への講師派遣
放射線影響協会から協力依頼を受け、依頼内容に応じた講師を選出して会場へ派遣し、講義を行った。
表 10.2.1-3 にその実績を示す。
表 10.2.1-3 放射線影響協会 緊急作業者の取扱方針の検討に関する勉強会
への講師の派遣状況
期 日
R2.8.20

場 所

講習名

公益財団法人放射線影響協会

緊急作業者の取扱方針の検討（東京都千代田区）

に関する勉強会（4）原子力人材育成センターの講師育成研修への講師派遣
原子力人材育成センターから協力依頼を受け、依頼内容に応じた講師を選出して講義を行った。
表 10.2.1-4 にその実績を示す。
表 10.2.1-4 原子力人材育成センター 放射線利用技術等国際交流（講師育成）
フォローアップ研修への講師の派遣状況
期 日

場 所

人 数

R2.11.30

原子力科学研究所

1

R2.12.16

原子力科学研究所

3

講習名
オンライン講師育成研修「環境放射能モニタリングコース」
オンライン講師育成研修「原子力／放射線緊急時対応コース」

10.2.2 施設見学対応
施設見学に対して、依頼内容に応じた説明者を選出して、放射線管理部所掌施設を中心とした見学対応を適切に対応した。
表 10.2.2-1 にその実績を示す。
表 10.2.2-1 放射線管理部所掌施設の見学対応状況
期 日

見学者（所属）担当課

R3.1.13

JAEA 職員（オープンガーデン）

線量計測課

R3.1.19

JAEA 職員（オープンガーデン）

環境監視課

R3.2.19

JAEA 職員（オープンガーデン）

環境監視課- 108 -

JAEA-Review 2023-045

10.2.3 学生実習対応
原子力育成人材センター等によるサイクル研究所施設を活用した学生実習について、適切に対応した。
表 10.2.3-1 にその実績を示す。
表 10.2.3-1 学生実習対応状況
期 日

教育名
（内容）

人 数

実施場所

R2.8.20～8.28

核燃料サイクル施設の運転及び事故時における個人被ばく線量の測定・評価
技術に係る実習2名

計測機器校正室、安全管理棟

R2.8.24～8.28

再処理施設周辺における環境放射線
モニタリング

2名

安全管理棟- 109 -

JAEA-Review 2023-045

11. 環境放射線モニタリング情報
環境監視課が所掌するモニタリングポスト等で測定している空間放射線（線量率）等のリアルタイム公開は平成 10 年 10 月より継続している。
（図 11.1）。リアルタイム公開は、環境監視課テレメータシステムで収集しているサイクル研究所内外のモニタリングポスト
等による空間放射線（線量率）や、気象情報等の 10 分値及び 1 時間値を時系列表示、トレンドグラフとして専用サーバで自動的に作成し、一般に公開しているものである。
モニタリング情報を公開するにあたっては、放射線等に関するわかりやすい解説を合わせて掲載している（以下 URL 参照）。
環境放射線の監視：https://www.jaea.go.jp/04/ztokai/kankyo/kankyotop.html
環境放射線モニタリング情報：
https://www.jaea.go.jp/04/ztokai/kankyo/realtime/map_10m.html
また、茨城県環境放射線監視計画に基づいて実施したサイクル研究所周辺の環境放射線
モニタリング結果については、四半期毎に茨城県環境放射線監視委員会に報告している。
茨城県環境放射線監視員会では、四半期毎に評価したデータをインターネット上に公開している（以下 URL 参照）。
環境放射線監視季報：
https://www.pref.ibaraki.jp/seikatsukankyo/kanshise/kikaku/iinnkaikohyo.html

図 11.1 リアルタイム公開画面- 110 -

JAEA-Review 2023-045

12.
12.1

マネジメントシステム

品質マネジメントシステム

品質マネジメント活動については、従来までの JEAC4111-2009 又は JIS Q 9001:2008（ISO9001:2008）に基づく活動から、R2.4.1 付けで施行された「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」に基づく品質マネジメント活動に移行した。
これに伴い、事業者自らが原子力施設の保安活動の状況を示す指標「保安活動指標 （PI）」
を定め、その達成状況を把握し、継続的な改善に取り組むことや、保安活動の一環として、不適合事象や現場で発生する不適合となる可能性のある事象の情報収集を行い、「是正処置プログラム（CAP）」に従って改善活動をより積極的に展開すること等が新たな活動として追加された。
さらに、各事業規則では、事業者は、施設の保全のために行う設計、工事、巡視、点検、検査その他の施設の管理（以下、「施設管理」という。）に関し、施設管理方針、施設管理目
標、施設管理実施計画等を策定し、それらに従って施設管理を実施すること、また、保全活
動から得られた情報等から保全の有効性を評価し、その結果を施設管理実施計画に反映することが求められることとなった。
令和 2 年度における放射線管理部の品質マネジメント活動状況を以下に示す。
（1）品質マネジメントに係る活動実績① マネジメントシステム推進委員会の開催実績
令和 2 年度における放射線管理部マネジメントシステム推進委員会（以下、｢MS 委員会｣という。）の開催はなかった。

- 111 -

JAEA-Review 2023-045②放射線管理部品質マネジメント要領書の改定上位文書である保安規定や品質マネジメント計画書等の改定、原子力規制検査や内部監査結果及び運用を通じた改善事項を反映し、各要領書の改定を行った（表 12.1-1
参照）｡
表 12.1-1 令和 2 年度における放射線管理部第二次文書及び第三次文書の改定（1/4）（イ）部第二次文書（1/2）
文書名

施行日

主な改訂理由・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核文書・記録

R2.4.1

管理要領書

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・制文規程の改正に伴う見直し（部第二次文書の制改訂時における回議書決裁について追記）（放 Q-A）
R2.12.3

R2.4.1

教育・訓練

R2.7.10

要領書（放 Q-C）

・核燃料物質使用施設保安規定の変更に伴う見直し
・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・不適合（環境-2020-01、線計-2020-01）の是正計画に基づく
外部への報告に係る到達基準の明確化

R2.12.3

・核燃料物質使用施設保安規定の変更に伴う見直し

R3.3.10

・力量区分における到達基準、教育項目等の定期見直し

・法改正に伴う見直し
R2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し

業務の計画及び実施要領書（放 Q-D）

・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核R2.9.1R3.3.10

・再処理廃止措置技術開発センターにおける組織改正に伴う変更・保全活動の有効性評価に係る実施方法、様式等の明確化
・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核調達管理要領書R2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・水平展開（2019 内 014）を踏まえた受注者等品質監査に係る見直し（放 Q-E）
R2.9.1

・再処理廃止措置技術開発センターにおける組織改正に伴う変
更- 112 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-1 令和 2 年度における放射線管理部第二次文書及び第三次文書の改定（2/4）（イ）部第二次文書（2/2）
文書名

施行日

設計・開発
管理要領書

R2.4.1（放 Q-F）
検査及び試験

H31.4.1

管理要領書（放 Q-I）

R2.12.3

品質保証適用施設・設備等
グレード分けR2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・関係法令、再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学
研究所核燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・核燃料物質使用施設保安規定の変更に伴う見直し

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・所要の見直し（依頼事項等の記載の明確化）

不適合管理並び
予防処置要領書・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核（放 Q-J）に是正及び主な改訂理由・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核R2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・研究所規則「不適合管理検討部会規則」の改正に伴う見直し（放 Q-K）（ロ）部第三次文書（1/3）
文書名

改定日

教育・訓練計画書

R2.4.1（放 Q-Cc-001）

R2.4.1

放射線管理部
R2.12.3

R2.4.1（放 Q-Dd-002）

・核燃料サイクル工学研究所核燃料物質使用施設品質保証計画

・「核燃料物質使用施設保安規定」の変更に伴う見直し

・関係法令の改正に伴う見直し
・再処理施設品質保証計画書の改正に伴う見直し

理部の業務の計画

・関法令の改正に伴う見直し

・年度切り替えに伴う見直し

再処理施設に係る放射線管

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し

書の改正に伴う見直しの業務の計画（放 Q-Dd-001）

・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核・年度切り替えに伴う見直し

核燃料物質使用施設に係る

主な改定理由R2.9.1

・再処理施設保安規定の変更に伴う見直し
・線量計測課第三次文書の新規制定に伴う追記- 113 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-1 令和 2 年度における放射線管理部第二次文書及び第三次文書の改定（3/4）（ロ）部第三次文書（2/3）
文書名

改定日

主な改定理由R2.4.1

・記載の適正化（依頼方法等の明確化）

R2.4.1

・改元に伴う変更

R2.4.1

・身体除染器材の内容物リスト及び点検様式の見直し

R2.4.1

・研究所規則「不適合管理検討部会規則」の改正に伴う見直し

職務依頼の手続きに関する規則（放 Q-Dd-003）
再処理施設の運転前・停止
後における
部長点検
要領書
（放 Q-Dd-004）
身体汚染が発生した場合の措置等要領書（放 Q-Dd-006）
コミュニケー
ション
管理要領書（放 Q-Dd-007）
マネジメントシステム推進委員会規則

R2.4.1

・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し（放 Q-Dd-008）
・年度切り替えに伴う見直し

放射線保安規則及び放射線
障害予防規程R2.4.1

部の品質保証R2.9.1

管理要領・業務の計画（放 Q-Dd-010）

・放射線保安規則適用施設及び放射線障害予防規程適用施設に係る品質マネジメント計画書の改正に伴う見直し

適用施設に係る放射線管理・関法令の改正に伴う見直し

R2.12.3

・「放射線障害予防規程」の変更に伴う見直し
・放射線保安規則の変更に伴う見直し
・記載の適正化- 114 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-1 令和 2 年度における放射線管理部第二次文書及び第三次文書の改定（4/4）（ロ）部第三次文書（3/3）
文書名

改定日

・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核

受注者等品質監査実施要領書

主な改定理由R2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・水平展開（2019 内 014）を踏まえた受注者等品質監査に係る見（放 Q-Ee-001）

直し

製作・施工管・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核理要領書

R2.4.1

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し
・安全管理仕様書の廃止に伴う見直し（放 Q-Ee-002）
建家・構築物の健全性確認に係る施設定期自主R2.4.1

・再処理施設品質保証計画書の改正に伴う見直し

検査要領書（放 Q-Ii-001）
不適合管理
検討会

・再処理施設品質保証計画書及び核燃料サイクル工学研究所核R2.4.1

・研究所規則「不適合管理検討部会規則」の改正に伴う見直し

運営要領（放 Q-Kk-001）

燃料物質使用施設品質保証計画書の改正に伴う見直し

R2.9.1

・研究所「CAP 活動実施要領書」の改訂に伴う見直し- 115 -

JAEA-Review 2023-045（2）品質マネジメントシステムの運用管理①品質目標リスト
前年度のマネジメントレビュー結果や理事長及び所長が定める品質方針を踏まえ策定された、サイクル研究所の品質目標等を受け、部及び課の品質目標を策定し、周知・教育するとともに、目標の達成に向けた活動を実施した（表 12.1-2 参照）｡
なお、策定した品質目標は、中間報告及び暫定報告として達成状況の確認を行い、最終報告において目標が達成できたことを確認した｡- 116 -

表 12.1-2

部品質目標内容(1/17)

JAEA-Review 2023-045- 117 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (2/17)

JAEA-Review 2023-045- 118 -

表 12.1-2 部品質目標内容(3/17)

JAEA-Review 2023-045- 119 -

)

表 12.1-2 部品質目標内容 (4/17)

JAEA-Review 2023-045- 120 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (5/17)

JAEA-Review 2023-045- 121 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (6/17)

JAEA-Review 2023-045- 122 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (7/17)

JAEA-Review 2023-045- 123 -

表 12.1-2 部品質目標内容(8/17)

JAEA-Review 2023-045- 124 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (9/17)

JAEA-Review 2023-045- 125 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (10/17)

JAEA-Review 2023-045- 126 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (11/17)

JAEA-Review 2023-045- 127 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (12/17)

JAEA-Review 2023-045- 128 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (13/17)

JAEA-Review 2023-045- 129 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (14/17)

JAEA-Review 2023-045- 130 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (15/17)

JAEA-Review 2023-045- 131 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (16/17)

JAEA-Review 2023-045- 132 -

表 12.1-2 部品質目標内容 (17/17)

JAEA-Review 2023-045- 133 -

JAEA-Review 2023-045② プロセスの監視及び測定
品質マネジメント計画書で定められた対象プロセス（運用管理、資源運用、業務計画・実施、評価・改善）について、部｢業務の計画及び実施要領書｣に従い、監視及び測定を実施した｡各業務プロセスは計画どおり進捗し、問題がないことを確認するとともに、要領書の改訂等自主的な改善も積極的に実施されていることを確認した｡③ 不適合管理、是正処置及び未然防止処置
・不適合管理、是正措置
令和 2 年度に発生した不適合事象は、放射線管理部 1 件、線量計測課 1 件、環境監
視課 1 件、放射線管理第 1 課 1 件、放射線管理第 2 課 4 件であり、ランク B が 5 件、
ランク C が 3 件であった｡発生場所については、4 件が管理区域内での発生である。
各不適合事象については、部｢不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領書｣に従い、速やかに不適合の処理行うとともに、原因の特定とその結果に基づく是正処置計
画の立案及び計画に基づく処置を行った（表 12.1-3 参照）｡
表 12.1-3 不適合事象（1/2）
発生日

発生課

ランク

管理

C

第2課

R2.5.19

環境監視課

R2.5.19、

線量

25、27

計測課

R2.11.21

管理

B

B

C

特殊分析室

安全管理棟
環境監視室
安全管理棟

廃棄物貯蔵施設

第1課（2PWSF）

放射線

再処理施設

管理

C

管理

再処理施設
B

第2課
放射線
管理部

プルトニウム
転換技術開発施設

放射線R2.11.21

分析所 プルダストモニタ（Pu-5）の警報

第二プルトニウム

第2課

R2.11.21

分析所

吹鳴（誤作動）（G123）

放射線R2.5.29

件名

再処理施設

放射線
R2.4.2

発生場所

分析所（CB）
安全管理室（G220）
及び診療室（G219）

環境放射線管理報告書及び再処理施設保安規定に基づく記録における記載不備について放射線管理等報告書及び環境放射線管理
報告書の記載不備について
2PWSF 管理区域内の荷物用エレベータの目
的外使用
プルトニウム転換技術開発施設臨界警報
装置の臨界監視機能の停止
プルトニウム転換技術開発施設臨界警報
装置の臨界監視機能停止に係る覚知の遅れプルトニウム転換技術開発施設臨界警報

B

所外装置の臨界監視機能停止時の通報連絡不備- 134 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-3 不適合事象（2/2）
発生日

発生課

ランク

放射線
R2.12.16

発生場所
再処理施設内B

管理

件名
管理事務棟の火災警報吹鳴（非火災報）につ

管理事務棟

いて

3 階 倉庫第2課

・未然防止処置、水平展開
令和 2 年度において、未然防止処置を 2 件実施した。
各未然防止処置については、部｢不適合管理並びに是正及び未然防止処置要領書｣に従い、計画に基づく処置を行った（表 12.1-4 参照）。
表 12.1-4 未然防止処置
担当課

件名

放射線管理

管理区域境界の線量測定作業における不適切な測定方法の

第2課

改善

環境監視課

再処理施設保安規定に基づく空気浮遊じん採取装置の運転停止防止に関する改善処置完了日
R2.8.31R2.10.9

また、原子力機構内外における水平展開情報については、保安管理部長の指示に基づき、確認・調査を実施し、必要に応じ関連する文書の改訂等の処置を行った（表 12.15 参照）。
さらに、周知事項については、速やかに部内全従業員への周知を行った。
表 12.1-5 水平展開（周知を除く）実施状況
件 名
管理区域からの保安管理物品の搬出ルールの改善
保安管理物品の保管方法の改善
大洗研究所ナトリウム分析室からの火災
東北大学金属材料研究所付属量子エネルギー材料科学国際研究センターの研究棟排気筒倒壊を踏まえた水平展開について
人形峠環境技術センター総合管理棟操作室（非管理区域）における火災に対する水平展開の実施
について
新型転換炉原型炉ふげんにおけるクリアランス評価に係る放射能濃度減衰補正の誤設定を踏まえた水平展開について
原子力科学研究所核融合炉物理実験棟（FNS 棟）消火栓ポンプ室における火災に対する水平展開の実施について- 135 -

JAEA-Review 2023-045④ 原子力安全監査、内部監査
令和 2 年度原子力安全監査及び内部監査の監査所見等に対し、適切に処置を行った（表12.1-6～8 参照）｡
表 12.1-6 令和 2 年度原子力安全監査（再処理施設）実施状況（1/2）
対応
部署

対象業務

監査所見等
①研究所の各部・センターが作成

監査所見等に対する処置（所見①に対する処置）

した品質目標リストでは、研究所

令和 3 年度の品質目標の策定におの品質目標を掲示することによりいて、保安活動や安全文化の育成及保安活動に係る事項と安全文化のび維持活動に係る事項の識別を行育成及び維持活動に係る事項を識った。

別していた。しかし、監査で確認した範囲において、放射線管理部
線量計測課、再処理センター内各部及び各課が作成した品質目標リ
QMS の変更

ストでは、各品質目標について保管理、安全安活動に係る事項と安全文化の育文化の育成及び維持活動に係る事項の識別

線量成・維持等、 が行われていなかった。また、品計測課

CAP（是正処

質目標に対する活動について、安置プログラ

全文化の育成及び維持活動との認ム)に関す識が薄い部署も見受けられた。管ること理者には、管理監督する業務に関し、そのための安全文化について強化すべき分野等に係るものを含めて自己評価を行うことが求められている。安全文化の育成及び維持活動に係る自己評価の実施やその位置付けの理解・認識を識別等により確実にすることを推奨する。

- 136 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-6 令和 2 年度原子力安全監査（再処理施設）実施状況（2/2）
対応
部署

対象業務

監査所見等

監査所見等に対する処置②放射線管理部が所管する「文書・ （所見②に対する処置）
第 1 回定期事業者検査の終了（令記録管理要領書」（放 Q-A）の図-4
再処理施設に係る放射線管理部文

和 3 年 3 月 31 日）をもって保安規書関連図では、新検査制度におい定に基づく記録の保管期間が満了て定期事業者検査に移行した施設

したことから、それに合わせて放射定期検査に関する文書である「施線管理第 2 課「施設定期検査 定置

設定期検査 定置式モニタ類の性式モニタ類の性能検査に係る対応

能検査に係る対応手順書」(放射線手順書」を廃止するとともに、部「文QMS の変更

管理第 2 課所管)を同部の「検査及書・記録管理要領書」から当該文書

管理、安全（令和 3 年 3 月 30 日
び試験管理要領書」(放 Q‐I)に関 名を削除した。
連付けて定められていた。しかし、 改訂、令和 3 年 4 月 1 日施行）

文化の育
線量

成・維持等、 当該手順書は、記録の保管のみに

計測課

CAP(是正処

係る運用のために使用していると

置プログラの説明であり、「検査及び試験管理ム)に関す要領書」との関連やその位置付け

ることがあいまいな状態であった。品質
マネジメントシステムで必要とされる文書を管理し、不適切な使用等は防止しなければならない。保
安規定の認可や業務の要求事項の変更などを視野に入れ、文書管理や文書の利用を確実に行えるよう、当該文書の位置付けを明確にすることを推奨する。

拠点の独立
検査組織に
よる事業者
線量
計測課
（※）

検査に関す
ること
（定置式モ

監査所見等なし

ニタ類の性
能検査(定
置式モニタ
類)）

（※）再処理センター技術部 品質保証課と共同で対応- 137 -－

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-7 令和 2 年度原子力安全監査（使用施設）実施状況
対応
部署

対象業務

監査所見等

監査所見等に対する処置

監査所見等なし－

監査所見等なし

－

品質マネジ
メントシス
テムの変更
管理、安全
線量

文化の育

計測課

成・維持、
CAP(是正処
置プログラ
ム)に関す
ること
線量計測課
に係る独立
検査組織に

線量
計測課
（※）

よる事業者
検査に関す
ること（高
レベル放射
性物質研究
施設臨界警
報装置の作
動検査）

（※）環境技術開発センター 計画管理課と共同で対応- 138 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-8 令和 2 年度使用施設等内部監査（政令 41 条非該当施設等）実施状況
対応部署

対象業務

監査所見等

監査所見等に対する処置

監査所見等なし－

監査所見等なし

－

放射線管理
線量
計測課

部の品質保
証活動の調
整に係る業
務
周辺監視区
域及びその
境界の線量
率の測定及

環境

び監視、排

監視課

水中の放射
性物質の濃
度の測定及
び監視に係
る業務

⑤ マネジメントレビュー
再処理施設、使用施設、政令 41 条非該当使用施設及び放射線障害予防規程施設におけるマネジメントレビューについては、本部｢マネジメントレビュー実施要領｣及び所｢マネジメントレビュー実施要領書｣に基づき、年度中期（理事長レビューのみ）及び年度末に品質マネジメント活動の実施状況を取りまとめ、インプット情報として報告を行った｡
また、各マネジメントレビューにおけるアウトプットについては、次年度の品質目標へ反映するなど、速やかに活動を展開し、改善を行った｡
・再処理施設、使用施設
各部センターから提出されたインプット情報をサイクル研究所として集約後、所長（サイクル研究所の管理責任者）の確認を経て安全・核セキュリティ統括部長に提出され、理事長によりマネジメントレビューが実施された（表 12.1-9 参照）｡

- 139 -

JAEA-Review 2023-045

表 12.1-9 令和 2 年度理事長マネジメントレビューアウトプット
期間

改善指示事項⚫

管理責任者は、品質方針等に基づく活動を定着させるため、各拠点において全従業員（協力会社の作業員を含む。）が一丸となってトラブルゼロを目指した活動に積極的に取り組むこと。

⚫

管理責任者は、文部科学大臣指示に基づく対策の取り組みについて、本対策による副作用の有無及び有効性を確認し、必要な改善を実施すること。

⚫
年度

管理責任者は、限られた予算・人員をより効率的に活用するため、業務の無理、無駄を排除し、業務の効率化を進めること。

⚫

中期

管理責任者は、高経年化対策について、緊急性、必要性等を十分に検討の上、実施計画と予算措置を具体化し、劣化の進展性の高い施設設備を優先して処置していくこと。

⚫

管理責任者は、電気火災対策について、経年劣化している設備の取換え等、必要な対策を行うこと。火災報知器の誤報対策も対応すること。

⚫

管理責任者は、原子炉主任技術者、電気取扱主任者等の必要な資格取得者を確保するため、育成も含めて計画的に資格取得を推進すること。

⚫

管理責任者は、全従業員が一丸となって「トラブルゼロ」を目指した活動に取り組むこと。

⚫
年度末

管理責任者は、文部科学大臣指示に基づく対策の取り組みについて、有効性を確認し、必要な改善を継続的に行っていくこと。

⚫

管理責任者は、設備の高経年化対策について、リスクの高いものから優先して処置していくこと。特に、電気火災対策については統計処理等、合理的な対策を行うこと。

⚫

管理責任者は、検査制度等の定着に向けて、必要な改善を実施すること。

・政令 41 条非該当使用施設及び放射線障害予防規程施設
各部センターから提出されたインプット情報をサイクル研究所として集約後、所長によりマネジメントレビューが実施された（表 12.1-10 参照）｡
表 12.1-10 令和 2 年度所長マネジメントレビューアウトプット
改善指示事項・特になし- 140 -

JAEA-Review 2023-045

12.2

技術・技能認定制度

技術・技能認定制度は、部制定文書「放射線管理部 技術・技能認定制度の運用要領」に基
づき、放射線管理部の業務を遂行するにあたり、部内従業員における技術・技能の向上、業
務遂行意識の高揚、社内信頼感の向上に資することを目的とする制度である。
令和 2 年度の講習会及び認定試験（筆記及び実技試験）は、「エアマスクの取扱」、「γ線核種分析装置による測定・分析」、「オシロスコープの取扱」、「TLD による外部被ばく線量評価」、「放射線管理員」、「全身カウンタによる内部被ばく線量評価」、「α線スペクトロサーベイメー
タの取扱」を実施し、各認定項目において認定取得を図った（表 12.2-1 参照）。
表 12.2-1 各認定項目における各課の認定取得者数（認定者）
放射線管理第 1 課放射線管
理第 2 課

合計

3 名

5 名

9名

初級：2 名初級：3 名初級：2 名初級：7 名初級：2 名初級：2 名初級：3 名中級：1 名初級：1 名中級：2 名初級：8 名中級：3 名4.TLD による外部
被ばく線量評価

―

―

1名

―

1名

5.放射線管理員――

初級：4 名初級：4 名初級：8 名初級：2 名―――初級：2 名

―

―

4名

4名

8名

認定項目

線量計測課

1.エアマスクの取扱

1名―

2.γ線核種分析装置
による測定・分析―

3.オシロスコープの取扱

6.全身カウンタによる内部被ばく
線量評価
7.α線スペクトロ
サーベイメータの取扱

環境監視課- 141 -

JAEA-Review 2023-045

13. 安全衛生に係る活動
13.1 各種委員会の開催
13.1.1 安全衛生委員会
部の安全衛生委員会は毎月最終水曜日を基本として開催し、サイクル研究所の安全衛生委員会報告、安全衛生部会報告、 安全専門委員会報告、電気保安委員会報告、交通安全報告、事故トラブル等報告、水平展開報告、保安トピックス紹介、保安教育訓
練計画の審議と報告を行った。また、各課では部の安全衛生委員会での内容を踏まえ、
毎月 1 回課会等で報告・周知することにより安全衛生に係る情報を展開した。令和 2
年度は、新型コロナウイルス感染拡大防止のためメール開催での実施や集合開催においては各課必要最小限の出席に限定する等により実施した。

13.1.2 放射線管理部 安全衛生強化推進協議会
毎月第 2 水曜日を基本として開催し、各課の保安トピックス、作業環境測定等実施
状況報告、四半期毎の個人被ばく状況報告、安全トピックス（サイクル研究所月間行事の紹介、安全ニュース・安全衛生瓦版・安全衛生シート・事象報告シート・安全情報等）の紹介、各種規程類の変更情報の紹介、サイクル研究所交通安全情報の紹介と交通事故防止の協力要請などを行い、協力会社との安全情報共有と安全衛生活動の推進を図った。令和 2 年度は、新型コロナウイルス感染拡大防止のためメール開催を適宜実施した。
その他、安全衛生強化推進協議会会員による合同巡視は、年 2 回（9 月、12 月）実施した。巡視結果は翌月の協議会で指摘事項及びその処置について報告を行った。
令和 2 年 11 月 12 日付けで株式会社クリハラントが入会した。
（契約件名：プルトニ
ウム燃料第三開発室 臨界警報装置の据付作業）

13.2 安全衛生活動計画
サイクル研究所の安全衛生管理方針に基づき、放射線管理部の安全衛生活動計画を作成し、この内容に基づき活動を展開した。令和 2 年度の実施状況を以下に示す。

- 142 -

JAEA-Review 2023-045- 143 -

JAEA-Review 2023-045- 144 -

JAEA-Review 2023-045- 145 -

JAEA-Review 2023-045- 146 -

JAEA-Review 2023-045- 147 -

JAEA-Review 2023-045

13.3 安全衛生内部監査
核燃料サイクル工学研究所安全衛生管理規則第 40 条に基づき、年 1 回の安全衛生内部監査が実施された。監査基準は、安全衛生管理規則及び関連文書（共通管理基準・要領、共通安全作業基準・要領、各課のマニュアル等）とし、以下の監査項目について実施された。
【被監査部署】
放射線管理部長、線量計測課、環境監視課【監査項目】⚫

安全衛生活動計画の実施状況（重点項目①:共通安全作業要領「A-10 安全衛生に係るリスクアセスメント実施要領」に基づくワークシートにおける危険源、作業状況等の確認）（重点項目②:「特別安全強化事業所」として指定された際の安全活動の定着状況の確認）⚫

作業安全管理（重点項目:ワークシートにおける危険源、作業状況等の確認）⚫

教育及び訓練⚫

労働安全衛生マネジメントシステムの見直し事項対応状況

以上の項目について監査が行われた結果、要改善事項、意見及び観察事項はなかった。

- 148 -

JAEA-Review 2023-045

14.
14.1

原子力規制検査対応

再処理施設原子力規制検査

令和 2 年度における再処理施設原子力規制検査は、下表の検査項目について受検した（表14.1 参照）。
検査結果として、日常検査における指摘事項等は挙げられなかったが、チーム検査において以下の気付き事項 2 件が確認され、原子力規制委員会におけるスクリーニングの結果、何れも「軽微なパフォーマンス劣化」と判断された。
①

ウラン貯蔵所の管理区域境界（シャッター部）において、検査官が持参したサーべイ

メータで測定した線量率が 2.7μSv/h であり、線量率の自主的な管理目標値 2.6μSv/h（1.3mSv/3 月）を超過していた。
② サイクル研究所構内の周辺監視区域内環境用ダストサンプラ 3 台のうち 1 台が停止していた。
これらについては、CAP 情報として不適合管理検討部会に諮り、審議の結果、何れも未然防止処置要と判断されたことから、未然防止処置計画に基づく処置を行い、適切に処置が完了したことを確認した（表 12.1-3 参照）。
表 14.1 再処理施設原子力規制検査受検項目（1/4）(1) 日常検査受検日
R2.4.27

検査項目
現場巡視

受検課

対象施設等

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備等）

R2.5.27

令和元年度下期放射線

線量計測課

管理等報告書における記載不備についてR2.5.29─※

環境放射線管理報告書

線量計測課

及び令和元年度下期放環境監視課

射線管理等報告書にお─ける記載不備について※
R2.6.4

現場巡視

放射線管理第 2 課

第三低放射性廃液蒸発処理施設（第一付属排気筒 排気モニタ
リング設備等）R2.6.8

原子炉等規制法等に基

線量計測課

づく報告書（環境放射─

線管理報告書及び放射線管理等報告書）の記
載不備について※- 149 -

JAEA-Review 2023-045

表 14.1 再処理施設原子力規制検査受検項目（2/4）
受検日

検査項目

受検課

R2.6.10

原子炉等規制法等に基

線量計測課

づく報告書（環境放射

環境監視課

対象施設等

線管理報告書及び放射─

線管理等報告書）の記
載不備について※
R2.6.12

原子炉等規制法等に基

線量計測課

づく報告書（環境放射環境監視課

線管理報告書及び放射─

線管理等報告書）の記
載不備について※
R2.6.24

設計管理（BM0100）

放射線管理第 2 課

第二付属排気筒 トリチウム・
カーボンサンプラR2.7.13

現場巡視

放射線管理第 2 課

ガラス固化技術開発施設

R2.7.15

サーベイランス試験

線量計測課

プルトニウム転換技術開発施設（BO0010）R2.7.21

現場巡視（臨界警報装置）
環境監視課

周辺監視区域内モニタリングス
テーション・ポスト（ST1、ST5、P1～8）

R2.7.28

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備）

R2.8.27

現場巡視

放射線管理第 2 課

第三低放射性廃液蒸発処理施設（第一付属排気筒 排気モニタ
リング設備等）R2.8.27

サーベイランス試験

環境監視課（BO0010）R2.9.4

プルトニウム転換技術

モニタリングステーション・ポスト（自家発電装置）

放射線管理第 2 課

開発施設 プルダストモ

プルトニウム転換技術開発施設（プルダストモニタ）

ニタの警報吹鳴（誤作動）についてR2.9.7

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備等）

R2.9.23

現場巡視

放射線管理第 2 課

ガラス固化技術開発施設（第二付属排気筒 排気モニタリング
設備等）- 150 -

JAEA-Review 2023-045

表 14.1 再処理施設原子力規制検査受検項目（3/4）
受検日
R2.10.6

検査項目
現場巡視

受検課

対象施設等

放射線管理第 2 課

分析所（交替勤務における引継ぎ状況）

R2.10.15

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備等）

R2.10.20

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所（交替勤務における引継ぎ状況）

R2.10.26

現場巡視

放射線管理第 2 課

ガラス固化技術開発施設（放管モニタ、LBC、第二付属排気筒
排気モニタ及びトリチウム・カ
ーボンサンプラ）R2.11.10

現場巡視

環境監視課

周辺監視区域内モニタリングス
テーション・ポスト（ST1、ST5、P1～8）

R2.11.13

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備等）

R2.11.24

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所（プルトニウム転換技術
開発施設の臨界警報装置の臨界監視機能の停止について）

R2.11.25

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所（プルトニウム転換技術
開発施設の臨界警報装置の臨界監視機能の停止について）

R2.12.11

サーベイランス試験

線量計測課

第二付属排気筒（排気モニタ）

放射線管理第 2 課

第三低放射性廃液蒸発処理施設（BO0010）
R2.12.16

現場巡視（第一付属排気筒 排気モニタ
リング設備等）R2.12.24

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（臨界警報装置、主排気筒 排気モニタ
リング設備等）R3.2.8

現場巡視

放射線管理第 2 課

分析所、分離精製工場（主排気筒 排気モニタリング設備等）

R3.2.8

保全の有効性評価

放射線管理第 2 課（BM0060）
R3.2.17

現場巡視

主排気筒 トリチウム・カーボ
ンサンプラ

放射線管理第 2 課

ガラス固化技術開発施設（第二付属排気筒 排気モニタリング
設備等）- 151 -

JAEA-Review 2023-045

表 14.1 再処理施設原子力規制検査受検項目（4/4）
受検日
R3.3.11

検査項目
現場巡視

受検課

対象施設等

放射線管理第 2 課

第三低放射性廃液蒸発処理施設（第一付属排気筒 排気モニタ
リング設備等）※ 検査の一部を使用施設と合同で実施。
(2) チーム検査
受検日

検査項目

受検課

R2.7.27～31

・放射線被ばく評価及び個人モニタリング(1st ステージ)（BR0020）
・放射線被ばく ALARA 活動（BR0030）

線量計測課

R2.8.1～7・空気中放射性物質の管理と低減（BR0040）

環境監視課(2nd ステージ)・放射性気体・液体廃棄物の管理（BR0050）

放射線管理第 2 課

・放射線環境監視プログラム（BR0080）
・放射線モニタリング設備（BR0090）

14.2

核燃料物質使用施設原子力規制検査

令和 2 年度における核燃料物質使用施設原子力規制検査は、下表の検査項目について受検した（表 14.2 参照）。
検査結果として、指摘事項等は挙げられなかった｡
表 14.2 核燃料物質使用施設原子力規制検査受検項目（1/3）
受検日
R2.5.11

検査項目
設計管理（BM0100）

受検課

対象施設等

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第三開発室
臨界警報装置R2.5.19

臨界安全管理（BO2020）

線量計測課

高レベル放射性物質研究施設

R2.5.27

放射線被ばくの管理

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第一開発室（BR0010）R2.5.29

放射性固体廃棄物等の管（ウラン貯蔵庫を含む）
放射線管理第 1 課

理（BR0070）

プルトニウム廃棄物処理開発
施設（プルトニウム廃棄物貯
蔵施設、第二プルトニウム廃棄物貯蔵施設を含む）

R2.6.4

現場確認

放射線管理第 1 課- 152 -

プルトニウム燃料第三開発室

JAEA-Review 2023-045

表 14.2 核燃料物質使用施設原子力規制検査受検項目（2/3）
受検日
R2.6.18

検査項目
記録確認

受検課

対象施設等

線量計測課

プルトニウム燃料第二開発室

環境監視課（放射線管理記録、修理記

放射線管理第 1 課

録、警報吹鳴の記録、施設の定期的な自主検査記録）

R2.7.14臨界安全管理（BO2020）

線量計測課

プルトニウム燃料第三開発室

放射線管理第 1 課
R2.8.17

作業管理（BM0110）

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第二開発室

R2.10.7

現場確認

線量計測課

プルトニウム燃料第三開発

環境監視課

室、計測機器校正施設、放射放射線管理第 1 課

線保健室、安全管理棟

放射線管理第 1 課

安全管理別棟居室、プルトニ

R2.10.21

設計図書等の保管状況の確認

ウム燃料第二開発室放射線管理第 1 課居室

R2.10.22

現場確認

放射線管理第 1 課

J 棟（作業事故対応訓練）

R2.11.10

現場確認

線量計測課

高レベル放射性物質研究施

放射線管理第 1 課

設、プルトニウム燃料第三開
発室、計測機器校正施設、放射線保健室、安全管理棟

R2.11.11

放射線被ばくの管理

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第二開発室

線量計測課

計測機器校正施設（サーベイ（BR0010）
R2.11.26

現場確認

メータ取扱訓練）
R2.12.11

現場確認

線量計測課

プルトニウム燃料第一開発
室、プルトニウム燃料第二開発室（臨界警報装置警報吹鳴
試験）R3.1.29

運転管理（BO2010）

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第三開発室

R3.2.8

記録確認

放射線管理第 1 課

使用施設（放射線管理記録）、
プルトニウム廃棄物貯蔵施設（管理区域解除に係る測定記録）

R3.3.8

品質マネジメントシステ

線量計測課

ムの運用（BQ0010）- 153 -

CAP 活動JAEA-Review 2023-045

表 14.2 核燃料物質使用施設原子力規制検査受検項目（3/3）
受検日
R3.3.23

検査項目
運転管理（BO2010）

受検課

対象施設等

放射線管理第 1 課

プルトニウム燃料第一開発室（ウラン貯蔵庫を含む）

R3.3.31

運転管理（BO2010）

放射線管理第 1 課- 154 -

プルトニウム燃料第二開発室

JAEA-Review 2023-045

付

録

付録 1 図表
付録表 1

再処理施設の区域区分と線量率等

付録表 2

特殊放射線作業の区分

付録表 3

放射線業務従事者の線量限度及び勧告レベル等

付録表 4

再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の 1 年間の最大放出量
（基準値）

付録表 5

再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種を除く放射性物質の放出の基準（主排気筒、第一付属排気筒及び第二付属排気筒）

付録表 6

再処理施設における放射性気体廃棄物の管理目標値（局所排気）

付録表 7

CPF における排気に係る管理目標値（基準値）

付録表 8

再処理施設における海洋放出モニタリング対象核種及び放出基準

付録表 9

第 1 排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）

付録表 10 第 2 排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）
付録表 11 再処理保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画
陸上環境放射能監視計画
付録表 12 再処理保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画
海洋環境放射能監視計画
付録表 13 茨城県環境放射線監視計画 線量率等測定
付録表 14 茨城県環境放射線監視計画 環境試料中放射能測定
付録図 1

再処理施設保安規定に基づく環境試料等の採取場所及び測定地点

付録図 2

茨城県環境放射線監視計画図（核燃料サイクル工学研究所実施分）

付録 2 報告・外部発表等、受賞状況等
リスト 1

令和 2 年度に作成した研究開発報告書類

リスト 2

令和 2 年度の口頭発表実績

リスト 3

海外出張

付録 3 用語集- 155 -

JAEA-Review 2023-045

付録 1

図表
付録表 1

区

域

名

再処理施設の区域区分と線量率等

線 量 率（μSv/h）

表

面

密

度

空気中の放射性物質濃度

グリーン区域≦12.5

告示に定められた表面
密度限度以下の区域

3 か月間についての平均濃度が告示に定められた濃度限度以下の区域＊
アンバー区域≦500

告示に定められた表面
密度限度を超えるおそれのある区域

3 か月間についての平均濃度が告示に定められた濃度限度を超えるおそれのある区域

レッド区域

＞500

告示に定められた表面
密度限度を超えるおそれのある区域

3 か月間についての平均濃度が告示に定められた濃度限度を超えるおそれのある区域＊：線量率は作業の種類、内容によって設定する。例えば、作業頻度の比較的高い場所では 25 μSv/h におさえ、一方、立ち入る可能性の少ない所に対しては 500 μSv/h 以下におさえる。

付録表 2
区

特
殊
放
射
線
作
業

特殊放射線作業の区分

分

定

S1

S2 作業の定義に該当し、さらに下記の原因調査レベルを超え又は超えるおそれがある作業を行うとき
実効線量：3.7 mSv/3 ヵ月
等価線量（皮膚）：37 mSv/3 ヵ月

S2① 作業者の実効線量が、1 mSv/週を超え、又は超えるおそれのあるとき② 作業者の等価線量（皮膚）が 10 mSv/週を超え、又は超えるおそれのあるとき③ レッド区域に立ち入るとき④ 作業開始後、作業場所における線量率が、次のいずれかに該当するとき(ｲ)γ線及び中性子線による線量率が 0.5 mSv/h を超え、又は超えるおそれのあるとき(ﾛ)β線による線量率が 3 mSv/h を超え、又は超えるおそれのあるとき⑤ 作業開始後、作業場所における空気中放射性物質濃度が 1 週間平均で空気
中濃度限度×1/10 を超え、又は超えるおそれのあるとき⑥ 作業開始後、作業場所における表面密度が、次のいずれかに該当するとき(ｲ)α線を放出する放射性物質について、0.4 Bq/cm2 を超え、又は超えるおそれのあるとき(ﾛ)α線を放出しない放射性物質について、4 Bq/cm2 を超え、又は超えるおそれのあるとき⑦ その他、汚染拡大防止策、被ばく防止策等特別な放射線管理上の配慮が必要であり安全を確保するうえでセンター内各課長、 放射線管理第 2 課長が特に必要と認めた場合

A1

アンバー区域において管理目標値以上の区域で実施する放射線作業又は定型化されていない放
射線作業

S
作
業

A
作
業

義

アンバー区域内の作業
A2

アンバー区域において管理目標値未満に管理された区域で実施する定型化された放射線作業- 156 -

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付録表 3

放射線業務従事者の線量限度及び勧告レベル等
放射線業務従事者の線量限度

区

分

項

目

線量限度（注 1）
100 mSv/5 年（注 2）
50 mSv/年（注 3）

実効線量

5 mSv/3 月間（注 4）

放射線業務従事者

内部被ばく 1 mSv（注 5）

等価線量

眼の水晶体

150 mSv/年（注 3）皮500 mSv/年（注 3）膚
腹部表面

2 mSv（注 5）（注1） 実効線量限度は、外部被ばくと内部被ばくによる線量の合計について定められたものである。
（注2） 5 年とは平成 13 年 4 月 1 日以降 5 年ごとに区分した期間とする。
（注3） 4 月 1 日を始期とする 1 年間とする。
（注4） 妊娠不能と診断された者、妊娠の意思のない旨をセンター長、又は担当部長に書面で申告した者及び妊娠中の女子を除く、女子を対象とする。
（注5） 妊娠中である女子本人の申出等により、女子については、センター長又は担当部長が妊娠の事実を知ったときから出産までの期間を対象とする。

原因調査レベル及び勧告レベル(1)基本適用事項
区

分

放射線業務
従 事 者

目

原因調査
レベル（注 2）

要警戒の
勧告レベル

作業制限の
勧告レベル

実効線量
（注 1）

3.7 mSv/3 月間

20 mSv/年かつ13 mSv/3 月間

100 mSv/5 年かつ50 mSv/年

等価線量
（皮膚）

37 mSv/3 月間

130 mSv/3 月間

500 mSv/年

項(2)付加適用事項
区

分

女子（注 3 及び下記を除く）

妊娠中の女子

要警戒の
勧告レベル

作業制限の
勧告レベル

実効線量（注 1）

3.7 mSv/3 月間

5 mSv/3 月間

実効線量

－

内部被ばくについては
1 mSv/当該期間（注 4）

等価線量（腹部表面）

1 mSv/当該期間

2 mSv/当該期間

項目（注1） 実効線量は、外部被ばくと内部被ばくによる線量の合計について定められている。
（注2） 原因調査レベルを変更することができる。ただし、女子にあっては、妊娠不能と診断された者及び妊娠する意思のない旨を書面で申告した者に限る。
（注3） 妊娠不能と診断された者及び妊娠する意思の無い旨を書面で申告した者。
（注4） 当該期間とは、妊娠の事実について本人の申出等があった時点から出産までの期間とする。

- 157 -

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付録表 4

再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の1 年間の最大放出量（基準値）（主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の合計）
主要核種

1 年間の最大放出量（GBq）

1 年間の放出管理目標値（GBq）

Kr

8.9×1072.0×1063

H

5.6×105

1.0×104

14C

5.1×103－131

1.6×100

－

129

1.7

－

85

I
I

付録表 5

再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種を除く放射性物質の放出の基準（主排気筒、第一付属排気筒及び第二付属排気筒）

主要核種以外の放射性物質

3 か月間平均の放射性物質濃度（Bq/cm3）

α線を放出する放射性物質

2.2×10－8

α線を放出しない放射性物質

1.1×10－4

付録表 6

再処理施設における放射性気体廃棄物の管理目標値（局所排気）

放射性物質の種類

3 か月の平均濃度（Bq/cm3）

α線を放出する放射性物質

3×10－10α線を放出しない放射性物質

8×10－8131

5×10－7129

I

1×10－785

Kr

1×10－2I- 158 -

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付録表 7

CPF における排気に係る管理目標値（基準値）
3 月間の平均濃度（Bq/cm3）

年間放出量（GBq）

4.8×10－3

2.7×103H

2.4×10－4

1.5×103131

2.2×10－7

1.3

核種
希ガス類
（85Kr、133Xe 等）
3

I

付録表 8

再処理施設における海洋放出モニタリング対象核種
及び放出基準区分

最大放出濃度（Bq/cm3）

1 年間の最大放出量（MBq）

1 年間の放出管理目標値（GBq）

3.0×10－2

4.1×103－

1.2×10

9.6×105－89（注 1）2.3×10－1

1.6×104－90（注 1）4.8×10－1

3.2×104－95

5.9×10－1

4.1×104－103

9.3×10－1

6.4×104

－

106

7.4

5.1×105－134

8.5×10－1

6.0×104－137

7.8×10－1

5.5×104－141

8.1×10－2

5.9×103

－

144

1.7

1.2×105－3

2.5×104

1.9×109

4.0×104（注 1）3.7×10－1（注 2）2.7×104－

1.6（注 2）1.2×105－

2.3×103

－

全α放射能
全β放射能
（3H を除く）
Sr
Sr
Zr-95Nb
Ru
Ru-106Rh
Cs
Cs
Ce
Ce-144Pr

H

129

I

131

I

Pu（α）

（注 1）3.0×10－2（注 1）1 か月平均 1 日最大放出濃度（注 2）129Ｉ、131Ｉの年間最大放出量は、合計 9.62×104 MBq（129Ｉ：2.66×104 GBq、
131
Ｉ：6.96×104 GBq）を目標とする（茨城県）。

- 159 -

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付録表 9
（注 1）
放射能及び核種

全α放射能

全β放射能

第 1 排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）
濃度限度
Bq/cm3

3 月間放出量MBq（注 2）

年間放出量MBq（注 2）

1×10－3（注 3）

―――

―――

3×10－2（注 3）
管理濃度（注 4）[3.7×10－3]

―――

―――

7.4×102

1.9×103

7.0×1022.1×103

6×10（注 3）
管理濃度（注 5）[1.1×10]3Hウラン（注 6、7）

1×10－2

備考

放出量は 234U、 235U、
238
U の合計とする。

原子力安全協定等に対応する放出基準であり、第 1 排水溝排水のモニタリング
として中央廃水処理場コンポジェット試料を対象としている。
（注 1）全α放射能、全β放射能及び 3H に含まれない核種が検出された場合は法令値を濃度限度とし、濃度による放出管理を行う。なお、全α放射能及び全β放射能の濃度限度は使用施設放射線管理基準による。
（注 2）原子力安全協定の「管理の目標値」による。
（注 3）1 週間連続採取試料の測定により、濃度限度を超えないよう管理する。

（注 4）原子力安全協定における「管理の目標値」及び茨城県環境放射能監視計画を担保するため、
全β放射能の排水中濃度は、
1 週間平均濃度で 3.7×10－3 Bq/cm3を超えないよう管理する。
以下に全β放射能に係る管理の目標値等を示す。
a）原 子 力 安 全 協 定：3.7×10－3 Bq/cm3（3 ヵ月間平均濃度）b）茨城県環境放射能監視計画： 4×10－3 Bq/cm3（1 ヵ月間平均濃度）
なお、原子力安全協定の「管理の目標値」を別表-1 に示す。
（注 5）原子力安全協定の「管理の目標値」を担保するため、3H の排水中濃度は 1 週
間平均濃度で 1.1×10 Bq/cm3 を超えないよう管理する。
（注 6）ウランは、月合成試料から月平均濃度、3 ヵ月間放出量、年間放出量を求め、放出量が基準値を超えないよう管理する。なお、ウランの排水中濃度は全α
放射能及び全β放射能に含まれるため、核種の濃度による放出管理は実施しない。
（注 7）ウランの濃度限度は、原子力安全協定の「管理の目標値」を用いる。

- 160 -

JAEA-Review 2023-045

付録表 10（注 1）
放射能及び核種

全α放射能

全β放射能
ウラン
（注 5、7）
プルトニウム（注 5、6、7）

第 2 排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）
濃度限度
Bq/cm3

3 月間放出量MBq（注 2）

年間放出量MBq（注 2）

1×10－3（注 3）

―――

―――

3×10－2（注 3）
管理濃度（注 4）[3.7×10－3]

―――

―――

1×10－2

8.9×10

2.7×102

放出量は 234U、 235U、
238
U の合計とする。

2.7×102

放 出 量 は 238Pu 、239
Pu、 240Pu の合計とする。

1×10－3

8.9×10

備考（注 1）全α放射能及び全β放射能に含まれない核種（プルトニウムの同位体を除く）
について、濃度管理を行う場合、その基準として法令値を用いる。なお、全α放射能及び全β放射能の濃度限度は使用施設放射線管理基準による。
（注 2）原子力安全協定の「管理の目標値」による。
（注 3）排水のつど測定を行い、濃度限度を超えないよう管理する。

（全α測定値） （全β測定値）＋
1
1  10 -3
3  10 - 2（注 4）原子力安全協定における「管理の目標値」を担保するため、全β放射能の排水中濃度は、1 週間平均濃度で 3.7×10－3 Bq/cm3 を超えないよう管理する。
なお、原子力安全協定の「管理の目標値」を別表-1 に示す。
（注 5）ウラン及びプルトニウムは、月合成試料から月平均濃度、3 月間放出量、年間放出量を求め、放出量が基準値を超えないよう管理する。なお、ウラン及
びプルトニウムの排水中濃度は、全α放射能及び全β放射能に含まれるため、核種の濃度によるバッチ毎放出管理は実施しない。
（注 6）241Pu については、全α放射能及び全β放射能測定法により管理ができないた
め、月合成試料から別途に分析･測定し、管理する。この濃度限度は法令により 2×10－1 Bq/cm3 とする。
（注 7）ウラン及びプルトニウムの濃度限度は原子力安全協定の「管理の目標値」を用いる。

- 161 -

JAEA-Review 2023-045

付録表 11

再処理保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画
陸上環境放射能監視計画
採

取

測

定

測定対象

備
採

空
間
放
射
線

線 量 率

積算線量

取

点

頻

周 辺 監 視 区 域 内

9点 *周 辺 監 視 区 域 外

3

点 *周 辺 監 視 区 域 内 1 5 点 *

度

項

連続

目

γ線

頻

連続

連続

γ線

1 回/3 か月浮遊じん

点

周 辺 監 視 区 域 外

4

点

モニタリングポイント（TLD 使用）

全α放射能
3モニタリングポスト：8 基
モニタリングステーション：4 基

周 辺 監 視 区 域 外 2 5 点 *周 辺 監 視 区 域 内

考

度

1 回/週

全β放射能

連続

90

Sr、137Cs、
1 回/3 か月

測定試料は採取点別混合

I

1 回/週

モニタリングステーション

Kr

連続

モニタリングステーション

239

Pu

空
ヨ ウ 素

気

周 辺 監 視 区 域 内

1点

周 辺 監 視 区 域 外

3点

周 辺 監 視 区 域 内

1 点 *周 辺 監 視 区 域 外

3

連続

131

連続

85

気体状β
放射能濃
点 *

度
周 辺 監 視 区 域 外

2

点

連続

3

H

1 回/月

モニタリングステーション（ひたちなか市長砂、高野）採取不能の場合はこの限りではない。

水周 辺 監 視 区 域 内

1

点

連続

3

H

1 回/月

安全管理棟屋上
採取不能の場合はこの限りではない。

降下じん

周 辺 監 視 区 域 内

1

点

連続

全β放射能

1 回/月

安全管理棟屋上

周 辺 監 視 区 域 内

1

点
1 回/3 か月

全β放射能
3
H

水

雨

分

飲 料 水
周 辺 監 視 区 域 外

3

点

131

葉

菜

周 辺 監 視 区 域 外

3

点 1 回/3 か月

精米周 辺 監 視 区 域 外

3

点

牛

乳

周 辺 監 視 区 域 外

2

点 1 回/3 か月

90

1 回/年

I

1 回/3 か月

Sr、137Cs、
239
Pu

1 回/年

14

1 回/年

C、90Sr

131

90

表

土

河 川 水

河 底 土

周 辺 監 視 区 域 内

2点

周 辺 監 視 区 域 外

3

点

新

川

3

点

久 慈 川 上 流

1

点

新

川

3

点

久 慈 川 上 流

1

点

90

1 回/年

1 回/6 か月I

1 回/3 か月

Sr

1 回/年

137

Sr、 Cs、
239
Pu

全β放射能
3

1 回/6 か月周辺監視区域外 3 点：東海村照沼、ひ1 回/3 か月 たちなか市長砂、西約 10 km 点

1 回/年

1 回/6 か月H

全β放射能

* ：各測定対象の測定地点数を示す。
連続：点検、保守などに伴う一時的な停止を除く。
239
Pu: 239、240Pu を示す。

- 162 -

1 回/6 か月周辺監視区域外 3 点：東海村照沼、ひたちなか市長砂、西約 10 km 点
採取不能の場合はこの限りではない。

周辺監視区域外 3 点：東海村照沼、ひたちなか市長砂、西約 10 km 点
採取不能の場合はこの限りではない。

周辺監視区域外 2 点：ひたちなか市部
田野、西約 10 km 点
採取不能の場合はこの限りではない。

JAEA-Review 2023-045

付録表 12

再処理保安規定に基づく環境放射線モニタリング計画
海洋環境放射能監視計画
採

測定対象
採

取

水

測

点

放 出 口 付 近

海

取
頻

5

点

久 慈 沖 及 び 磯 崎 沖 2 点

北 約 2 0 k m 点

1 点

度

項

目

定

備
頻

度

全β放射能、3H

1 回/3 か月

核種分析

1 回/年

全β放射能、3H

1 回/6 か月

5 点混合試料について測定

1 回/3 か月

1 回/6 か月

1 回/年

考

全β放射能、3H

1 回/年

核種分析
点

1 回/6 か月

核種分析

1 回/6 か月

久 慈 沖 及 び 磯 崎 沖 2 点

1 回/6 か月

核種分析

1 回/6 か月

北 約 2 0 k m 点

1 点

1 回/6 か月

核種分析

1 回/6 か月久 慈 浜 海 岸

1点

全β放射能、3H

1 回/6 か月阿 字 ケ 浦 海 岸

1

点

核種分析

1 回/年

1 回/3 か月

表面線量

1 回/3 か月

1 回/3 か月

核種分析

1 回/3 か月

1 回/3 か月

核種分析

1 回/3 か月

1 回/3 か月

核種分析

1 回/3 か月

1 回/3 か月

核種分析

1 回/3 か月

放 出 口 付 近
海 底 土

海 岸 水

5

1 回/6 か月

南 北約 2 0 km 点各 1 点

海 岸 砂

久慈浜海岸

1 点*

阿 字ケ 浦 海 岸

1 点*

5 点混合試料について測定

南北約 20km 点各 1 点*

シ ラ ス

東 海 村 地 先

1点

約 1 0 k m 以 遠

1 点

東 海 村 地 先

1 点

約 1 0 k m 以 遠

1 点

久 慈 浜 地 先1

約 1 0 k m 以 遠

1 点

りではない。

カレイ

海

又は
産

ヒラメ

生

貝

物

採取不能の場合はこの限類

褐藻類（ワ 久 慈 浜 地 先
カメ又は

磯 崎 地 先ヒジキ等） 約 1 0 k m 以 遠点

採取不能の場合はこの限りではない。

採取不能の場合はこの限りではない。

1 点
1 点

採取不能の場合はこの限りではない。

1 点

モニタリングに係る船が漁

網

東海村地先において曳航の漁網

1 回/3 か月

表面線量

1 回/3 か月

船体

甲板

1 回/3 か月

表面線量

1 回/3 か月

曳航する漁網について測定

モニタリングに係る船の甲板に取り付けた模擬片について測定*：各測定対象の測定地点数を示す。
核種分析の対象核種は、90Sr、106Ru、134Cs、137Cs、144Ce 及び 239Pu とする。
239
Pu：239、240Pu を示す。

- 163 -

JAEA-Review 2023-045

空
間
放
射
線

付録表 13

茨城県環境放射線監視計画

項目

頻

空間γ線量率（サーベイ）
空間γ線量率（ステーショ
ン・ポスト）
積算線量度

線量率等測定

地点数

測定月

地点

2 回／年

9

7、 1

舟石川、須和間、豊岡、外宿、照沼、稲田、部田野、宮前、愛宕町

連続

9（MS: 4、MP: 5）

毎月

構内（ST-1）、舟石川、長砂、高野境界（MP-1、 MP-6、 ST-5、 MP-7、 MP-8）

4 回／年

境界（4）、照沼、川根、須和間、外宿、
6、9、12、中丸小、東海村合同庁舎、東海中、長3
砂、足崎、前渡小、高野小、佐野小、
ひたちなか市役所、石川

18※下線部については、平成 25 年 4 月 1 日に文部科学省水戸原子力事務所が廃止になったことに伴い追加された。

付録表 14茨城県環境放射線監視計画

項目

大
塵埃
気 （ステーション）

頻

度

1 回／月
4 回／年

核種等

地点数

Mn、 Co、 Zr、Nb、 Ru、 Cs、
Ce

4

Pu

環境試料中放射能測定
測定月

地点

毎月

構内（ST-1）
、舟石川、
長砂、高野

4、7、10、1

4 回／年

I

1

4、7、10、1

農
畜
葉菜
産 ホウレン草、ハクサイ、
物

2 回／年

Sr、 Cs

1

4、10

2 回／年

Sr、 I、 Cs

1

収穫期

長砂

精米

1 回／年

1

収穫期

長砂

土壌

2 回／年

1

5、11

長砂

河底土

2 回／年

1

4、10

新川河口

海岸砂

2 回／年

2

7、 1

久慈、阿字ヶ浦

河川水

2 回／年

1

4、10

新川河口

湖沼水

2 回／年

1

4、10

阿漕ヶ浦

飲料水

2 回／年

C、 Sr、 Cs
Mn、 Co、 Ru、Cs、 CeMn、 Co、 Ru、Cs、 CeMn、 Co、 Ru、Cs、 Ce3
H、 Mn、 Co、Ru、 Cs、 Ce
3
H、 Mn、 Co、Ru、 Cs、 Ce
3
H、 Mn、 Co、Ru、 Cs、 Ce

1

4、10

長砂（那珂川）3

4、7、10、1

原乳

部田野

キャベツのうち一種

陸
土

陸
水

（水道水）

4 回／年
海水
2 回／年

海
洋
海底土

3

H

Mn、 Co、 Sr、Zr、 Nb、 Ru、Cs、 CeMn、 Co、 Sr、Zr、 Nb、 Ru、Cs、 Ce、 Pu

F: 原子力機構サイクル工研沖(7)H: 長砂沖(7)P: 再処理排水放出口周辺(5)

3

4、10

3

7、 1

F: 原子力機構サイクル工研沖(7)H: 長砂沖(7)P: 再処理排水放出口周辺(5)2

収穫期

東海沖、磯崎沖

2

収穫期

久慈浜又は東海、磯崎

2 回／年

2

収穫期

久慈浜、磯崎

2 回／年

1

7、 1

東海沖

2 回／年

魚類

海
産
物

シラス及びヒラメ、カレイ、イシモチ、
チダイ、スズキ

貝類
アワビ、ハマグリ、
コタマ貝、赤貝、ウバ貝のうち 2 種

海藻類
ヒジキ、ワカメ、
アラメのうち 2 種

漁
網

2 回／年

表面吸収線量率（β、γ）

2 回／年

Mn、 Co、Sr、 Zr、 Nb、Ru、 Cs、 Ce、Pu- 164 -

JAEA-Review 2023-045Ｎ

北約20km（会瀬沖5km）
河合

St.B-4
久慈浜

久慈
F-44
（○）

日立市
(▲)

久慈川上流

外宿公民館
国
道 （○） F-42

久慈沖

六
号

額田

線

舟石川
南酒出

△
◎ ST.2 F-40

那珂市

東海

○
中丸小
Ｆ-39
上菅谷

（○）
佐野小
F-35
西10km(水農)F-38

成魚、シラス
日立港

（＋■
☆○ ）
後台

常陸津田
勝田

○ ○ 百塚原
○
F-41
東海中
F-50

St.H-3

○
F-43
▲新川

須和間
▲
Ｆ-37 ○ 川根 F-36 ▲箕輪
F-34 ○○○ 核燃料サイクル工学○
太田○○ 晴嵐荘
研究所
○ 照沼
☆
Ｆ-24
足崎 ○
佐和
F-31
ST.3
常陸那珂港
□
長砂 ☆○
(□◎
)
△○
F-26 △◎
高野ST.4 F-32

東石川
F-33
(○ )

St.H-4

St.H-5放出口（沖合3.7km）
St.I-4

東海村沖

前渡小 ○
F-27

5km

（○） F-18
中根

水戸
F-45

St.G-4

原科研

東海村

ひたちなか市

（△○）

国
道
二
四 原電
五
号
線

St.O-4

（○）
阿字ケ浦
F-22

磯崎沖

＋
水戸

◎ モニタリングステーション▲ 河川水，河底土○ モニタリングポイント

＋ 牛乳

表土
精米，葉菜
□ 空気水分

☆ 飲料水△ 浮遊じん

大洗沖

10km

褐藻類、貝類05km（ ）比較対照

付録図1 再処理施設保安規定に基づく環境試料等の採取場所及び測定地点- 165 -

JAEA-Review 2023-045

貝藻F

核燃料サイクル
工学研究所

魚網
P
2

H

1
3 4
5

魚
貝
藻
牛

km
0

1

2

3

4

付録図2 茨城県環境放射線監視計画図（核燃料サイクル工学研究所実施分）
凡例
ステーション

ポスト

TLD

空間線量率測定地点（サーベイ）

排水海水・海底土採取地点

再処理排水放出口

塵： 塵埃、 牛： 牛乳、 野： 野菜、 米： 精米、 土： 土壌、 底： 河底土、砂： 海岸砂
川： 河川水、 湖： 湖沼水、 水： 水道水
魚： 魚類、 貝： 貝類、 藻： 海藻類、 漁網： 漁網- 166 -魚

JAEA-Review 2023-045

付録 2 報告・外部発表等、受賞状況等
リスト 1 令和 2 年度に作成した研究開発報告書類
1.1 原子力機構レポート（JAEA-Technology、Research、Review、その他）(1/2)
氏

名

中野 政尚
藤井 朋子
根本 正史
飛田 慶司
瀬谷 夏美
西村 周作
細見 健二
永岡 美佳
横山 裕也
松原 菜摘
前原 勇志
成田 亮介
國富 優花
伊藤 千尋
松尾 一樹
内山 怜
小沼 利光※1
藤井 純※2
神長 正行※2
菅井 将光※2
渡辺 一※2
田所 聡※2
佐藤 由己※2
前嶋 恭子※2
笹谷 真司※2
寺門 亮※2
田山 智博※2榎戸 侑香※2
湯舟 和寛※2
高橋 宏和※2

題

名レポート No.等

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリ
ング結果; 2019 年度
Annual report on the environmental
JAEA-Review
radiation monitoring around the Tokai
2020-069、
Reprocessing Plant FY2019
2021/02※1 株式会社 NESI
※2 株式会社アセンド- 167 -

JAEA-Review 2023-045

1.1 機構レポート（JAEA-Technology、Research、Review、その他）(2/2)
氏

名

中野 政尚
藤井 朋子
永岡 美佳
小池 優子
山田 椋平
久保田 智大吉井 秀樹※1
大谷 和義※1
檜山 佳典※1
菊地 政昭※1
大貫 泰弘※1
山田 詩織※1
本橋 昌博※2
西田 哲郎※2
寺田 秀行※2
川崎 一男※2
清水 治憲※2
小松 誠司※2
岡田 典之※3
金田 美治※3
橋本 周※1
木名瀬 栄※4
宗像 雅広※4
村山 卓※2
高橋 聖※2
髙田 千恵
岡本 明子※4
早川 剛※4
助川 正人※4
久米 伸英※3
平山 悠介※3
外川 織彦※4

放射線管理部

題

名

令和元年度核燃料サイクル工学研究所放出
管理業務報告書(排水)Annual report on the effluent control
of low level liquid waste in Nuclear
Fuel Cycle Engineering Laboratories
FY2019※1 日本試験検査株式会社※2 核燃料サイクル工学研究所 工務技術部※3 株式会社アセンド

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評
価に関する調査と検討
Investigation and consideration on
evaluation of radiation doses toresidents in the case of a nuclear
emergency※1 高速炉・新型炉研究開発部門※2 原子力科学研究所※3 株式会社ペスコ※4 安全研究・防災支援部門
平成 26 年度～平成 30 年度放射線管理部年報Annual report on the present state andactivities of the Radiation Protection
Department, Nuclear Fuel Cycle Engineering
Laboratories in fiscal year 2014-2018- 168 -

レポート No.等

JAEA-Review
2020-070、2021/02

JAEA-Review
2020-071、
2021/03

JAEA-Review
2020-078、
2021/03

JAEA-Review 2023-045

1.2 外部投稿・掲載（論文、note、解説、報告書）(1/4)
氏 名
森下 祐樹※1
宇佐美 博士※1
古田 禄大※1
青木 克憲※2
鶴留 浩二※2
星 勝也
鳥居 建男※1

小嵐 淳※1
安藤 麻里子※1
西村 周作
武藤 琴美※1

表

題

A Remote continuous air monitoring systemformeasuringairborne
alpha
contamination
空中 α 汚染計測のための遠隔αダストモニタ
リング装置

誌名等

Radiation Protection
Dosimetry 189(2)、pp.172-181、 2020/04※1 福島研究開発部門※2 東濃地科学センター
Effectiveness of decontamination bylitter removal in Japanese forest
ecosystems affected by the Fukushima
nuclear accident
福島原発事故の影響を受けた日本の森林生態系におけるリター除去による除染の有効性

Scientific Reports(Internet) 10(1)、pp. 6614_1-6614_11、
2020/04※1 原子力科学研究所

辻村 憲雄

古田 裕繁※1
辻村 憲雄
西出 朱美※1
工藤 伸一※1
三枝 新※1

核実験フォールアウトの最大値が観測されたのはいつ?
When was the maximum observation of
nuclear weapon fallout?
Conversion factor from dosemeter reading
to air kerma for nuclear worker using
anthropomorphic phantom for further
conversion from air kerma to organabsorbed dose
人体形状ファントムを用いる放射線作業者のための臓器吸収線量への変換を目的とした個
人線量計指示値から空気カーマへの変換係数

Isotope News 768、pp.38-39、 2020/04

Radiation Protection
Dosimetry 189(3)、pp.371-383、 2020/05※1 放射線影響協会
中野 政尚
細見 健二
西村 周作
松原 菜摘
大倉 毅史※1
倉持 彰彦※1
川崎 将亜※1
竹内 絵里奈※1
藤井 裕※2
神野 職※2
東島 宙※2橋本 周
山田 純也※3
前田 英太※4茨城県東海・大洗地区における福島第一原子力発電所事故後の環境放射線モニタリングデータの共有と課題検討活動
A knowledge-sharing activity on theenvironmental
radiation
monitoring
results affected by the Fukushima-Daiichi
Nuclear Power Plant Accident at TokaiOarai area in Ibaraki Prefecture※1 原子力科学研究所※2 日本原子力発電※3 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所※4 本部 構造改革推進室- 169 -

保健物理(インターネット) 55(2)、pp.102-109、 2020/06

JAEA-Review 2023-045

1.2 外部投稿・掲載（論文、note、解説、報告書）(2/4)
氏 名

森下 祐樹※1
星 勝也
鳥居 建男※1

星 勝也
吉富 寛※1
青木 克憲※2
谷村 嘉彦※1
辻村 憲雄
横山 須美※3

辻村 憲雄
星 勝也
青木 克憲※1
吉富 寛※2
谷村 嘉彦※2
横山 須美※3

辻村 憲雄
村松 はるか※1
林 佑※1
湯浅 直樹※2
紺野 良平※1
山口 敦史※3
満田 和久※1
山崎 典子※1
前畑 京介※2
菊永 英寿※4
滝本 美咲
中村 圭佑※5

表
題
Evaluation of an ultra-thin plastic
scintillator to detect alpha and beta
particle contamination
α・β汚染検知のための極薄プラスチックシ
ンチレータの評価※1 福島研究開発部門
Eye lens dosimetry for workers at
Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 1;
Laboratory study on the dosemeter position
and the shielding effect of full face mask
respirators
福島第一原子力発電所作業者の眼の水晶体線量評価、1; 校正場における全面マスクの遮へい効果及び線量計設置位置依存性に関する試
験※1 原子力科学研究所※2 東濃地科学センター※3 藤田医科大学
Eye lens dosimetry for workers at
Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 2;
Field study using humanoid phantoms
福島第一原子力発電所における作業者の水晶体線量測定、 2; 人体形状ファントムを用いる現場試験※1 東濃地科学センター※2 原子力科学研究所※3 藤田医科大学
測量船「拓洋」が遭遇した核実験フォールアウ
ト
Nuclearfallout
encounteredbyoceanographic observation vessel Takuyo
Optimized TES microcalorimeters with 14 eVenergy resolution at 30 keV for γ-ray
measurements of the 229Th isomer※1 宇宙航空研究開発機構※2 九州大学※3 理化学研究所※4 東北大学※5 安全・核セキュリティ統括部- 170 -

誌名等
Nuclear Instruments
and Methods inPhysics Research A
966、
pp. 163795_1163795_8、 2020/06

Radiation
Measurements 134、
pp. 106304_1106304_5、 2020/06

Radiation
Measurements 134、
pp. 106305_1106305_5、 2020/06

Radioisotopes 69(8)pp.253-261、 2020/08

Journal of Low
Temperature Physics
200 5-6、pp.452-460、 2020/09

JAEA-Review 2023-045

1.2 外部投稿・掲載（論文、note、解説、報告書）(3/4)
氏 名
辻村 憲雄
星 勝也
山崎 巧
百瀬 琢麿
青木 克憲※1
吉富 寛※2
谷村 嘉彦※2
横山 須美※3
横山 須美※1
江崎 巌※2
立崎 英夫※3
立木 秀一※1
平尾 一茂※4青木 克憲※5
谷村 嘉彦※6
星 勝也
吉富 寛※6
辻村 憲雄

辻村 憲雄
山崎 巧
髙田 千恵

木下 哲一※1
永岡 美佳
中西 孝※2

永岡 美佳
藤田 博喜
相田 卓※1
Guo H. ※2
Smith R. L. Jr.
※2

表題
Lens dosimetry study in 90Sr+90Y beta field;
Full-face mask respirator shielding anddosemeter positioning90
Sr+90Y β線場における水晶体線量測定研究;
全面マスク遮へいと線量計位置※1 東濃地科学センター※2 原子力科学研究所※3 藤田医科大学
Measurements of the doses of eye lens forthe workers of Fukushima Daiichi Nuclear
Power Plant
福島第一原子力発電所における作業者の水晶体線量の測定※1 藤田医科大学※2 千代田テクノル※3 量子科学技術研究開発機構※4 福島大学※5 東濃地科学センター※6 原子力科学研究所
Present status and practical issues on
dosimetry for the lens of the eye at JAEA
MOX Fuel Facilities
JAEA MOX 燃料施設における水晶体線量測定の現状と課題
Distribution and settling behavior ofamericium-241 in the tropical East Pacific
熱帯東太平洋における Am-241 分布及び沈降挙動※1 清水建設※2 金沢大学
Supercritical water pretreatment method
for analysis of strontium and uranium insoil (Andosols)
土壌(黒ぼく土)中ストロンチウム及びウランの超臨界水を用いた前処理手法※1 福岡大学※2 東北大学- 171 -

誌名等

KEK Proceedings 20205、
pp.21-28、 2020/11

Radiation
Measurements 138、
pp. 106399_1106399_5、 2020/11

Journal of Nuclear
Science andTechnology 58(1)、pp.40-44、 2021/01

Science of the Total
Environment 753、
pp. 142087_1142087_10、 2021/01

Applied Radiation and
Isotopes 168、
pp. 109465_1109465_6、 2021/02

JAEA-Review 2023-045

1.2 外部投稿・掲載（論文、note、解説、報告書）(4/4)
氏 名
中野 政尚
山田 椋平
河野 恭彦※1
中嶌 純也※2
廣内 淳※3
辻 智也※2
梅田 昌幸※2
五十嵐 悠※4
小池 弘美※4

表題
東海再処理施設と環境中のヨウ素-129
Iodine-129 in the Tokai Reprocessing Plant
and the environment
若手研・学友会における社会コミュニケーシ
ョン活動報告; 千葉市科学フェスタ※1 福島研究開発拠点※2 原子力科学研究所※3 安全研究・防災支援部門※4 東京大学- 172 -

誌名等
保健物理(インターネット) 56(1)、
pp.17-25、 2021/03

保健物理(インターネット) 56(1)、pp.32-38、 2021/03

JAEA-Review 2023-045

リスト 2 令和 2 年度の口頭発表実績
2.1 国際会議
氏 名

森下 祐樹※1
星 勝也
鳥居 建男※1

表

題

Evaluation of an ultra-thin plastic
scintillator to detect alpha and beta
particle contamination
α・β汚染検出のための超薄膜プラスチック
シンチレータの評価※1 福島研究開発拠点

森下 祐樹※1
井崎 賢二※2
金子 純一※3
樋口 幹雄※3
田村 健
宇佐美 博士※1
菊地 弘幸※4
宇津木 弥※4
高平 史郎※4
鳥居 建男※1

横山 須美※1
岩井 敏※2
辻村 憲雄
橋本 周※3
吉富 寛※4
加藤 昌弘※5
黒澤 忠弘※5
立崎 英夫※6
関口 寛※7
小口 靖弘※8
小野 孝二※9
秋吉 優史※10
欅田 尚樹※11
夏堀 雅宏※12
夏目 良典※13
青天目 州晶※14
川島 恒憲※15
高木 俊治※16
大野 和子※17

Development of alpha particle detectors
for detecting radiological contamination
放射線汚染を検出するためのアルファ線検出器の開発※1 福島研究開発拠点※2 安全・核セキュリティ統括部※3 北海道大学※4 東京電力ホールディングス

学会名等2020 Virtual IEEE
Nuclear Science
Symposium andMedical Imaging
Conference (IEEENSS/MIC 2020)
2020/11、 Boston(online)15th International
Congress of theInternational
Radiation Protection
Association (IRPA15)
2021/01、 Seoul

Development of guidelines on radiation
protection for lens of the eye in Japan
我が国における眼の水晶体の放射線防護に関するガイドラインの策定について※1 藤田医科大学※2 原子力安全推進協会※3 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所※4 原子力科学研究所※5 産業技術総合研究所※6 量子科学技術研究開発機構※7 長瀬ランダウア※8 千代田テクノル※9 東京医療保健大学※10 大阪府立大学※11 産業医科大学※12 北里大学※13 東京電力ホールディングス※14 株式会社フジタ※15 東芝エネルギーシステムズ※16 三菱総合研究所※17 京都医療科学大学- 173 -

15th International
Congress of theInternational
Radiation Protection
Association (IRPA15)
2021/01、 Seoul

JAEA-Review 2023-045

2.2 日本保健物理学会
氏 名
森藤 将之
濱高 一仁
國分 祐司
吉田 忠義
柴 浩三

辻村 憲雄

百瀬 琢麿
早川 剛※1
髙田 千恵
中野 政尚
吉田 忠義

表
題
排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合の迅速な測定方法の検討
Study on quick measurement method whenoccurring emission exceeding the upper
limit of measurement for aerosol effluent
monitors
臨界事故時に個人線量計から評価すべき線量と入射方向によるレスポンス補正
Dose quantity to be evaluated from apersonal dosemeter and its orientational
response correction in a criticality
accident
緊急時放射線防護ネットワーク構築の検討状
況Conceptual study of networking withradiation protection experts for nuclear
emergency※1 安全研究・防災支援部門- 174 -

学会名等
日本保健物理学会第53 回研究発表会
2020/10、 大阪(online)日本保健物理学会第53 回研究発表会
2020/10、 大阪(online)日本保健物理学会第53 回研究発表会
2020/10、 大阪(online)JAEA-Review 2023-045

2.3 その他の学会等(1/3)
氏 名
佐々木 一樹
奥山 駿
佐川 直貴
細見 健二
高田 千恵
吉田 将冬※1
川崎 浩平※1
會田 貴洋※1
坪田 陽一
菊池 遼※2本田 文弥

坪田 陽一
吉田 将冬※1
本田 文弥
床次 眞司※2
中川 貴博
川崎 位

内田 真弘
前田 剛
滝本 美咲
髙田 千恵
辻村 憲雄

田村 健
高橋 映奈

本田 文弥
磯崎 航平
生天目 聖

表
題
ZnS(Ag)シンチレータを用いたラドン子孫核種
影響低減型ダストモニタ検出器の開発、2; 実
環境試験
Development of a dust monitor detector
reducing radon progeny impact using ZnS(Ag) scintillator、 2; Field test
グローブボックス解体撤去作業に係る α ダス
トデータの取得及び解析
Acquisition and analysis of alpharadioactivity
data
for
glove
box
dismantling

学会名等
令和 2 年度日本原子力学会北関東支部リモー
ト若手研究者・技術者
発表会
2020/10、 オンライン

令和 2 年度日本原子力学会北関東支部リモー
ト若手研究者・技術者
発表会
2020/10、 オンライン※1 プルトニウム燃料技術開発センター※2 原子力損害賠償・廃炉等支援機構
デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」
α ダストモニタの要素技術開発
令和 2 年度日本原子力
Development of elemental technologies for
学会北関東支部リモー"in-situ" alpha dust monitors for fuelト若手研究者・技術者
debris retrieval and decommissioning
発表会
2020/10、 オンライン※1 プルトニウム燃料技術開発センター※2 弘前大学
核燃料サイクル工学研究所における個人被ば
く管理の課題; 次期個人線量計の選定及び水 令和 2 年度日本原子力晶体被ばく線量評価の検討
学会北関東支部リモー
Current issues in radiation protection in ト若手研究者・技術者
Nuclear
Fuel
Cycle
Engineering 発表会
Laboratories; Next personal dosimeter and 2020/10、 オンライン
eye lens dosimetry
令和 2 年度日本原子力学会北関東支部リモー
緊急時用軽量可搬型空気モニタの開発
Development of lightweight portable air ト若手研究者・技術者
発表会
monitor for emergencies
2020/10、 オンライン
空気汚染に伴う身体汚染時の新たな除染方法 令和 2 年度日本原子力の検討
学会北関東支部リモー
Examination of a new decontamination ト若手研究者・技術者
method for contamination on skin and 発表会
2020/10、 オンライン
clothes due to radioactive air pollution- 175 -

JAEA-Review 2023-045

2.4 その他の学会等(2/3)
氏 名

森下 祐樹※1
星 勝也
鳥居 建男※1

辻村 憲雄
内田 真弘
星 勝也
髙田 千恵

辻村 憲雄

渡邊 裕貴
中野 政尚
吉田 忠義
髙田 千恵
早川 剛※1百瀬 琢麿

山田 椋平
橋本 啓来※1
玉熊 佑紀※1
細田 正洋※1
床次 眞司※1

岩田 圭弘※1
宮部 昌文※1
永岡 美佳
長谷川 秀一※2

表題

超薄型プラスチックシンチレータによるα・β
イメージング検出器の開発
Evaluation of an ultra-thin plastic
scintillator
todetectalphaandbetaparticle contamination※1 福島研究開発拠点
3.7MBq 252Cf 線源における中性子及び光子の放出角度分布の測定と安全取扱いについて
Measurement of angular distribution ofneutrons and photons emitted from a 3.7
252
MBq
Cf
sourceforradiologicalprotection purpose
ビキニ水爆実験と福島第一原子力発電所事故の対比を求める不合理な査読プロセスから学んだ教訓
Lessons learned from unreasonable paper
peer-review process seeking a comparison
between Bikini H-bomb test and Fukushima
Daiichi Nuclear Power Plant accident
緊急時放射線防護ネットワークのあり方について; 緊急時環境モニタリングと避難退域時
検査の支援のために
Conceptual study of networking withradiation protection experts for nuclear
emergency
preparedness;
Focusesontechnical
supportforenvironmental
monitoring and contamination survey forresidents※1 安全研究・防災支援部門
大気中放射性物質捕集用フィルタの選定に向けた性能評価Performance evaluation for the selectionof a filter for atmospheric radioactivity
measurements※1 弘前大学
自動電離準位を用いたレーザー共鳴イオン化による Sr 同位体分析
Sr isotope analysis using laser resonanceionization via an autoionization level※1 福島研究開発部門※2 東京大学- 176 -

学会名等
令和 2 年度日本原子力学会北関東支部リモー
ト若手研究者・技術者
発表会
2020/10、 オンライン
令和 2 年度放射線安全取扱部会年次大会(第61 回放射線管理研修会)
2020/11、 オンライン

日本放射線安全管理学会第 19 回学術大会
2020/12、 オンライン

日本放射線安全管理学会第 19 回学術大会
2020/12、 オンライン

放射能環境動態・影響評価ネットワーク共同
研究拠点 2020 年度年次報告会
2021/03、 オンライン

第 18 回同位体科学研究会
2021/03、 オンライン

JAEA-Review 2023-045

2.4 その他の学会等(3/3)
氏 名

表

題

学会名等

241

木下 哲一※1
永岡 美佳

東部太平洋における Am の分布と沈降挙動
Distribution and settling behavior ofamericium-241 in the tropical East Pacific※1 清水建設- 177 -

第 22 回環境放射能研究会
2021/03、 オンライン

JAEA-Review 2023-045

リスト 3 海外出張（国際学会発表に伴う出張を除く）
出張者
坪田陽一

件名

国

模擬デブリや MCCI 生成物の切断時に発生する微粒子の粒径分布に関する研究(原子力留学)- 178 -

フランス

期間
2020.10.9～
2021.8.1

JAEA-Review 2023-045

付録 3

用語集

ICRP

1990 年勧告

ICRP 1990 ねんかんこく

国際放射線防護委員会（ICRP）が 1990 年に刊行した勧告。これを受けて、原子炉等規制法や放射性同位元素等の規制に関する法律（旧名 放射線障害防止法）などの関係法令が改正され、平成 13 年 4 月 1 日より施行された。令和 2 年 10 月現在、最新の勧告は 2007 年刊
行のものであり、現行法令への取り込みが審議されている。

エアスニファ
エアスニファは、空気中の放射性物質濃度を測定するために作業環境に設置したろ紙吸引式の集塵装置であり、空気吸引用のポンプ、ろ紙を付けた集塵口、流量計、配管等から構成されている。作業環境の空気を一定期間（通常は 1 週間）吸引したろ紙を回収した後、放射能測定装置等により測定されたろ紙上の放射性物質の量と吸引期間中の流量から、空気中の放射性物質濃度を求めることができる。

液体シンチレーション測定器

えきたいしんちれーしょんそくていき

放射線を受けると光を発する化学物質を有機溶媒に溶かした溶液（液体シンチレータ）と放射性物質を含む試料を混合し、発生する光を光電子増倍管で電気的に計測することにより、試料中の放射能を測定する計測器をいう。
トリチウムや炭素-14 のように低エネルギーのベータ線しか放出しない核種等の測定等に用いられる。

外部被ばく がいぶひばく
体外から放射線を受ける被ばく。外部被ばくを管理するために、放射性物質を取り扱う区
域（管理区域）に立ち入る場合は個人線量計を着用する。個人線量計には、熱蛍光線量計（TLD）、蛍光ガラス線量計、電子式線量計等の種類がある。サイクル研究所では個人線量計に熱蛍光線量計（TLD）を使用している。

核燃料物質等 かくねんりょうぶっしつとう
核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物の総称をいう。

環境モニタリング

かんきょうもにたりんぐ

環境における空間放射線の測定、大気浮遊じん、雨水、土壌、農産物、畜産物、海水、海
底土、海産物などの放射性物質濃度を測定し、環境中における放射線及び放射能の分布や変動、蓄積状況を把握することにより、原子力施設等に起因する周辺住民等の線量を推定・評価することをいう。

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管理区域内の区域区分

かんりくいきないのくいきくぶん

東海再処理施設では、段階的な放射線管理を行うため、管理区域内を放射線レベルによりグリーン区域、アンバー区域及びレッド区域等に区分している。

気象指針 きしょうししん
原子力安全委員会が決定した「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」をいう。
原子炉施設等の安全解析に用いる大気中の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大気拡散の解析方法について定めたものである。

記録レベル きろくれべる
個人モニタリング結果を、記録として保管することに合理的な意味を持つレベルとして、
ICRP により述べられている。記録レベルに達しない被ばく線量データは、被ばく管理上合
理的な意味が少なく、記録レベル以下として記録し、線量の算定にはゼロとして扱ってよいとされている。

空間放射線量率 くうかんほうしゃせんりょうりつ
放射線がある時間内に空気中を通過する際に、空気に付与された放射線のエネルギー量を言う。γ線に対して用いられる場合は、空間γ線量率、空気カーマ率と呼ばれ、単位としてグレイ（Gy）が用いられる。環境中の空間γ線量率には百万分の 1 を表すマイクログレイ/毎時（μGy/h）や 10 億分の 1 であるナノグレイ/毎時（nGy/h）が用いられる。空間放射線量率はサーベイメータ、連続モニタ（モニタリングポストなど）、可搬式モニタリングポス
ト等により測定される。

原因調査レベル げんいんちょうされべる
放射線業務従事者の線量管理のために線量限度よりも低く設定され、放射線管理上の措置の開始の判断に用いる管理のレベル。これを超えた場合には、その原因の究明や調査を開始する。

原子炉等規制法 げんしろとうきせいほう
正式名称は「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」といい、核物質の取扱い全般の規制に係る法律である。「炉規法」又は「炉規制法」とも略称される。製錬、加工、原子炉の設置・運転等、貯蔵、再処理、廃棄といった事業別の規定が中心をなしており、さらに核燃料物質並びに国際規制物資の使用に関する規制等も記されている。

国際放射線防護委員会

こくさいほうしゃせんぼうごいいんかい

国際放射線防護委員会（ICRP：International Commission on Radiological Protection）
は、専門家の立場から放射線防護に関する勧告を行う国際組織であり、主委員会と 4 つの専- 180 -

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門委員会（放射線影響、誘導限度、医療放射線防護、委員会勧告の適用）からなる。放射線防護に関する線量限度（1990 年）などの勧告を行ってきている。

個人線量当量 こじんせんりょうとうりょう
実効線量は直接測定することは不可能であることから、個人モニタリングに用いる量として定められたもの。熱蛍光線量計（TLD）などの個人線量計で測定される。

サーベイメータ
線量率の測定や表面汚染の測定に用いられる小型で可搬型の放射線（能）測定器である。
主なサーベイメータは、以下のとおり。
線量率測定用：電離箱式サーベイメータ、中性子サーベイメータ
表面密度測定用：GM 管式サーベイメータ、シンチレーション式サーベイメータ

再処理 さいしょり原子力発電所での使用済み燃料から、廃棄物と再び燃料として使用することのできるウ
ランとプルトニウムを分離する作業のことをいう。一度使用した燃料をリサイクルするための作業。

実効線量 じっこうせんりょう
ICRP の 1990 年勧告での用語であり、1977 年勧告では実効線量当量に相当する。身体の放射線被ばくが均一又は不均一に生じたときに、被ばくした臓器・組織で吸収された等価線量を放射線感受性の相対値（組織荷重係数）で荷重してすべてを加算したものである。単位はシーベルト（Sv）で表される。我が国の法令には、平成 13 年度に取り入れられ、それまでの実効線量当量から実効線量に変更されている。

質量分析法 しつりょうぶんせきほう
イオン化した原子を電場中で加速させると質量数の大きさに応じてその飛跡が曲がる。
このことを利用して同位体を分離し分析する方法をいう。α線のエネルギーが接近していて分離できない同位体や半減期が長く比放射能が小さい放射性核種は、質量分析法により同位体を分離して分析することができる。
原子のイオン化の方法などで ICP-MS（誘導結合プラズマ質量分析器）、MIP-MS（マイクロ波導入プラズマ質量分析器）等がある。

集団線量 しゅうだんせんりょう
集団を対象にした線量評価のために、評価対象とする集団における一人当たりの個人被ばく線量を全て足し合わせたもの。人・シーベルト（Sv）の単位で表す。

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周辺線量当量 しゅうへんせんりょうとうりょう
被ばく管理上重要な線量限度は実効線量及び等価線量で定められているが、実効線量を直接測定することは不可能である。そこで、サーベイメータや個人線量計により実際に測定でき、かつ、実効線量を下回ることなく常に安全側に評価できる量として、周辺線量当量や個人線量当量が定められている。周辺線量当量は、作業環境モニタリングに用いる量で、サーベイメータ、放射線モニタで測定される。

人工放射性核種 じんこうほうしゃせいかくしゅ
核実験や原子炉、加速器などで人工的に生成される放射性核種のことで、コバルト-60、ストロンチウム-90、セシウム-137、プルトニウム-239 などがある。

スミヤ法 すみやほう
床、壁、機器等の表面に放射性物質が付着した状態を表面汚染があるという。表面汚染には、表面からはく離しがたい固着性の表面汚染と、容易に表面からはく離する遊離性の表面汚染とがある。スミヤ法は、汚染物の表面をろ紙（直径 25 mm 位の厚手のろ紙）等でふき取り、ろ紙に付着した放射性物質の量を測定して、遊離性の表面汚染を調べる方法である。

積算線量 せきさんせんりょう
積算線量計とは、一定期間の放射線量を積算して測定することができる測定器のことをいう。環境モニタリングでは、γ線用として熱蛍光線量計（thermoluminescence dosimeter：TLD）
が一般的に用いられる（右図参照）。放射線を受けた TLD は、熱を加えると受けた放射線量に比例した量の蛍光を放出する性質がある。この現象を利用して設置から回収までの積算線量を測ることができる。

セシウム－137
原子番号 55 番セシウムの放射性同位元素。半減期は、30.2 年でβ崩壊してバリウム－
137m（137mBa）となり、γ線（0.662 MeV）を放射して安定な 137Ba になる。ウランやプルトニ
ウム等の核分裂により生成することから、使用済み燃料に多く含まれる。また、過去の大気
圏内核実験によるフォールアウトにも含まれており、環境モニタリングの対象として重要な核種である。

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全身カウンタ ぜんしんかうんた
体外計測機器の 1 つで、ホールボディカウンタとも呼ばれる。体内に残留する放射性物質からの放射線を体の外から放射線測定装置を用いて直接計測する。α線あるいはβ線のみを放出する核種に対しては適用できない。ベッド型、チェア型、立ったまま測定するタイプなどがある。

線量限度 せんりょうげんど
放射線による線量の制限値として設定された線量の限度で、線量限度には、実効線量と等価線量がある。現行法令は、ICRP 勧告（1990 年）を取り入れて、線量限度等を定めている。

大気安定度 たいきあんていど
大気中に放出された放射性物質の拡散による風下濃度は、風向、風速と大気安定度に依存する。大気安定度とは、排気筒から放出された気体状物質の希釈、拡散の程度を表すパラメータである。原子力施設から大気へ放出される放射性物質の拡散評価において大気安定度
は、原子力安全委員会が定めた「気象指針」に基づき、日射量、放射収支量、10 m 高風速の観測結果から導かれる。不安定（拡散幅が大きい）から安定（拡散幅が小さい）に向かって A から F までの各段階に区分されている。

ダイレクトサーベイ法

だいれくとさーべいほう

ダイレクトサーベイ法は、床、壁、機器等の表面に付着した放射性物質の量をサーベイメ
ータで直接測定することにより、固着性及び遊離性の表面汚染を調べる方法である。

炭素－14

たんそ－14

原子番号 12 番炭素の放射性同位元素。β線の最大エネルギーは、156 keV である。半減期は、5730 年でβ崩壊して窒素－14（14N）となる。上層大気中の 14N と宇宙線の核反応によっても生成する元素である。トリチウムと同様に、そのエネルギーが低いため測定には液体
シンチレーション測定器が用いられる。

中性子スペクトル

ちゅうせいしすぺくとる

中性子線のエネルギーの分布をいう。

中性子フルエンス

ちゅうせいしふるえんす

フルエンスとは放射線の量を表す単位で、ある場所を通過する単位面積当たりの放射線
粒子数。中性子線に関しては、実効線量への換算係数が中性子線のエネルギー毎にフルエンスで与えられている。

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中性子放射化分析法

ちゅうせいしほうしゃかぶんせきほう

原子に中性子が照射されると原子核が中性子を捕獲し、他の原子に変わる。生成した原子は一般的に不安定でβ線、γ線等の放射線を放出しながらさらに他の原子に壊変する。そこで生成した放射性物質の放射能を測定することにより元の物質の量を測定することができる。
この現象を利用し、放射線を出さない物質や比放射能の小さな物質を原子炉内で中性子を照射して極めて微量を測定する分析法を、中性子放射化分析法という。

TLD 指リングてぃー・える・でぃーゆびりんぐ

手部の皮膚の被ばくを管理するために使用される線量計である。サイクル研究所では TLD
素子を用いたものを使用しており、β線及びγ線を測定するタイプとγ線のみを測定する
タイプがある。指リング線量計は主に、グローブ作業に従事する作業者に対して適用される。

定置式モニタ ていちしきもにた
管理区域内の作業環境の放射線（能）を連続的に測定監視するため管理区域内の主要な場
所に検出器を設置し、その検出器の信号を放射線管理室等に設置された測定部において線量率、放射能の値を表示・記録することにより連続監視することのできる測定装置。
主な定置式モニタは、以下のとおり。
線量率測定用：ガンマ線エリアモニタ、中性子線エリアモニタ
空気中放射性物質濃度測定用：β線ダストモニタ、プルトニウムダストモニタ

テレメータシステム
モニタリングステーション、モニタリングポスト等における空間放射線量率や風向風速等の計測データを、離れた場所で集中的に監視するために自動的に集計、記録、整理、解析するためのシステムをいう。計測データの送信装置及び有線や専用電話回線等の伝送系、データを受信、処理する中央制御装置等から構成されている。

天然放射性核種 てんねんほうしゃせいかくしゅ
地球創成期から主に地殻中に存在する放射性核種、自然に生成する核種等及びこれらの子孫核種をいう。その大部分はウラン系列、トリウム系列及びカリウム－40 である。それらの存在量は一般に、水成岩中より火成岩中の方が多く、花コウ岩が最も多い。この他、自然に生成する核種としては、上層大気中で宇宙線との相互作用で生成するベリリウム－7 などがある。

等価線量 とうかせんりょう
ICRP の 1990 年勧告での用語であり、1977 年勧告では組織線量当量に相当する。臓器又は組織の吸収線量に、放射線の線質（種類やエネルギー）の違いによる放射線の生体効果の違- 184 -

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いを反映させる相対値（放射線荷重係数）を乗じたものである。

特殊放射線作業 とくしゅほうしゃせんさぎょう
管理区域内で行なわれる作業のうち、核燃料物質使用施設保安規定及び再処理施設保安規定に定める定義（作業場所の線量率、空気中放射性物質濃度、表面密度、被ばく線量、作業実施区域等）に該当する作業を特殊放射線作業として区分している。

トリチウム
原子番号 1 番水素の放射性同位元素。β線の最大エネルギーは、18.6 keV である。半減期は 12.3 年でβ崩壊してヘリウム－3（3He）となる。原子力炉及び再処理施設の液体、気体廃棄物に含まれている。エネルギーが低いため、その定量には、液体シンチレーション測定器が用いられる。

内部被ばく ないぶひばく
放射性物質を吸入したり、経口摂取したりすること等によって体内に取り込まれた放射性物質が生体の各所に沈着し、体内の組織（甲状腺、肺、骨髄、胃腸等）が放射線を受ける
場合の被ばくをいう。内部被ばくの評価には、全身カウンタ、肺モニタ、バイオアッセイ、
空気中の放射性物質濃度からの計算などの方法がある。

バイオアッセイ体内に取り込まれた放射性物質の量を、人から採取した試料から間接的に評価する方法。
採取する試料には糞や尿があり、化学分析によって放射能を定量する。

肺モニタ はいもにた
体外計測機器の一つで、α線を放出するプル
トニウム(Pu)の内部被ばく評価に適用される。
吸入摂取により胸部に残留したプルトニウム（Pu）やアメリシウム（Am）からの低エネルギ
ー特性 X 線及びガンマ線を測定する為の装置。
検出器には、低エネルギー用のゲルマニウム（Ge）半導体検出器が用いられている。

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半面マスク はんめんますく作業者の内部被ばく防止のために使用される呼吸保護具である。半面マスクは、口と鼻の部分のみをカバーし、面体に取り付けてある粒子フィルタで空気をろ過しながら呼吸する
もので、小型軽量であるため取扱いが容易である。

プルトニウム
原子番号 94 番。超ウラン元素の一つである。天然には極微量しか存在しない。プルトニ
ウム－239（239Pu）はウラン－238（238U）の中性子捕獲によって生ずる 239U が、2 段階の β崩壊をして生じる。239Pu に中性子が順次捕捉されることにより 240Pu、241

Pu 等の高次のプ

ルトニウムが生成される。
239

Pu のα線エネルギーは、5.15 MeV であり、240Pu のα線エネルギーは、5.16 MeV であり、これらは、エネルギーが近いためにα線スペクトロメトリにより分けることはできない。
そのため、環境モニタリングでは、一般的に 239+240Pu として評価している。

保安規定 ほあんきてい
原子炉等規制法に基づき、再処理施設、核燃料物質使用施設等において、施設を安全に運転・管理するために、事業所又は施設毎に定める規定。保安規定は国の認可が必要である。

放射性同位元素等の規制に関する法律

ほうしゃせいどういげんそとうのきせいにかんするほうりつ
令和元年 9 月 1 日の法令改正により「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」から改称された。略称は「放射性同位元素等規制法」。この法律に基づき、放射性
同位元素、放射線発生装置及び放射性同位元素により汚染された物に関して、使用、販売、賃貸及び廃棄が規制されている。
原子炉等規制法で規制されている核燃料物質及び核原料物質は放射性同位元素から除外されている。また、「薬事法」で規定される医薬品も規制対象から除外されている。

放射線管理基準 ほうしゃせんかんりきじゅん
再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則に基づき、再処理施
設及び核燃料物質使用施設における放射線管理の細則を定めたもの。

放射線障害防止法

ほうしゃせんしょうがいぼうしほう

正式名称を「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」といい、令和元
年 9 月 1 日の法令改正により法律名が「放射性同位元素等の規制に関する法律」に改称された。当該項目を参照すること。

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放射線障害予防規程

ほうしゃせんしょうがいよぼうきてい

従業員の放射線障害の防止と公共の安全の確保を図るため、放射性同位元素等規制法に基づき、放射性同位元素又は放射線発生装置を使用しようとする事業者等は、放射線障害予防規定を定めることが義務づけられている。放射線障害予防規程は、国への届出が必要である。

放射線保安規則 ほうしゃせんほあんきそく
原子炉等規制法施行令第 41 条（施設検査等を要する核燃料物質）には該当しない核燃料
物質使用施設に対し、原子炉等規制法第 56 条の 3（保安規定）に準拠して、サイクル研究所における核燃料物質等の使用、貯蔵、廃棄及び運搬に係る保安について定めたもの。

MOX 燃料

もっくすねんりょう

混合酸化物燃料（Mixed-Oxide）の略である。原子炉で生成する核分裂性物質であるプル
トニウムを有効に使うため、高速増殖炉やプルサーマル用の燃料として、酸化プルトニウムと酸化ウランを混合し高温で焼結させたものである。

モニタリングカー

電子式記録計打点式記録計

空間放射線量率の連続測定

サンプリング口

温度補償型 2”φ×2”NaI(Tl)ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ検出器
半導体検出器サーチライト

記録装置、大気中の放射性ダス
トや放射性ヨウ素を連続採取し測定する装置などを搭載した特殊車両をいう。原子力事故時にその機動力を生かして、任意の場所で環境中の放射線量率や空気中の放射能をモニタ

プリンタ

線量率測定装置

リングすることができる。

ノート PC

温度補償型 2”φ×2”
NaI(Tl)
ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ検出器

ﾌﾟﾗｽﾁｯｸ+ZnS（Ag）
ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ検出器

モニタリングステーション、モニタリングポスト
空間放射線量率を測定するための連続モニタを備えた野外観測設備をモニタリングポストという。それに加え、空気中の放射性ダスト、放射性ヨウ素を採取するためのダストサンプラを備えた野外観測設備をモニタリングステーションという。

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サンプラ

ダスト測定装置
ヨウ素測定装置

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ヨウ素 ようそ
原子番号 53 番。ハロゲン元素の一つである。海藻や海産動物中に主に有機化合物として存在する。ヨウ素の放射性同位体の 129I や 131I は核分裂生成物であり、原子炉や再処理施設
からの排気や排水中に放出される可能性がある。129I は半減期 1、600 万年の長半減期核種であり、再処理施設の環境影響評価上重要である。また、ヨウ素は体内に摂取されると甲状腺に選択的に蓄積されることから、131I、134I 等の短半減期の放射性ヨウ素が原子力防災において注目されている。
なお、129I は低エネルギーのβ線とγ線しか放出しないことから、環境レベルの測定には、
中性子放射化分析法や質量分析法が用いられる。

臨界 りんかいウランやプルトニウムなどの重い原子核が中性子と反応して 2 個又はそれ以上の核分裂生成物に分裂し、それと同時に 2～3 個の中性子を発生し、かつ大きなエネルギーを放出することを核分裂といい、この時、中性子の発生量と失われる量が等しく、中性子の時間変化がない状態（定常的に核分裂が持続）を臨界状態という。

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