許認可申請書の記載事項の必要十分性を確認するための整理表【ＦＣＡ廃止措置計画認可申請書】
No
1
2
3
4

5

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあつては、その代表者の氏名
二 工場又は事業所の名称及び所在地（船舶にあつては、その船舶の名称）
三 試験研究用等原子炉の名称
四 廃止措置対象施設及びその敷地

五 前号の施設のうち解体の対象となる施設
及びその解体の方法

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

・名称及び住所並びに代表者の氏名を記載。

P.1

該当なし

・名称及び所在地を記載。

P.1

・試験研究用等原子炉の名称を記載。

P.1①原子炉の機能停止から燃料体搬出までの段階
原子炉の機能停止のための措置として、炉心からすべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置が講じられるとともに、

1

申請書
該当頁

該当なし

該当なし
（１）解体の対象となる施設及びその解体の方法
１）解体する原子炉施設
原子炉設置者による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けたときに、設置の許可は、その効力を失うこととなっている。
また、旧原子炉設置者等による廃止措置については、廃止措置が終了し、その結果が原子 該当なし
力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けるまでの間は、なお原子炉設置者とみなされる。
こうしたことから、廃止措置計画に記載することとされている解体する原子炉施設については、
原子炉施設に係る設置の許可がなされたところにより、廃止措置対象施設の範囲を特定すると
ともに、
炉室建家
附属建家
機械室
DP タンク
廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設が示されていること。
室
排風機室
アルゴン
タンク室
２）解体の方法
原子炉施設の廃止措置は、核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上適切（支障がないもの）であることが求められる。
すなわち、原子炉の運転を恒久的に停止した後には、まず、炉心から使用済燃料（研究開
発段階発電用原子炉にあっては燃料体）を取り出す必要がある。
原子炉施設の解体撤去作業の実施に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、施設内に残存する放射性物質の種類、数量及び分布や放射性廃棄物の発生量を事前に評価した上で、解体撤去作業前の除染実施の検討や、放射性機器等の解体撤去時期の検討等により解体撤去の手順及び工法の選定がなされる必要がある。また、廃止措置の進捗に応じて、保安のために必要な原子炉施設の維持管理、放射性廃棄物の処理等に関する措置が講じられる必要がある。
ここで、原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉の機能停止、燃料体等の撤去及び搬出、系統の隔離や施設の密閉、原子炉施設内の残存放射能の時間的減衰を図るための安全貯 該当なし
蔵を経て、最終的に施設の解体撤去作業が、長期間をかけて行われる。
こうしたことを踏まえ、〇解体の方法においては、原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階とその段階ごとに講じる措置が示されていること。また、各工事の着手要件、完了要件が適切に設定されていること。

燃料体は核燃料物質貯蔵設備に保管され、同設備の解体開始前に原子炉施設外へ搬出さ
れること。

対処方法

貯蔵設備

・廃止措置対象施設の範囲及びその敷地の説明を記載。
・廃止対象施設の概要を記載。
・廃止対象施設の敷地概要図を記載。

P.1～3
表 4-2
図 4-4

・廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設を記載。

P.5
図 4-2

・第１段階及び第２段階の工事については、解体撤去工事に係る詳細事項に係る変更認可を受けたのちに着手することを記載。

P.5
P.6
P.15

【機能停止のための措置として、炉心からすべての燃料体が取り出され、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置】
・使用済燃料が全て炉心から取り出されていることを記載。
・炉心への燃料の再装荷を不可とするため、燃料装荷部分に Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定を行うことを記載。
・制御設備の機能停止措置として、制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去を実施することを記載。

P.4【核燃料物質の貯蔵設備での保管、解体開始前までの施設外への搬出】・使用済燃料の搬出後に貯蔵設備の解体を行うことを工程にて記載。

P.5

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。
試験研究用原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り出す前に廃止措置を開始しようとする場合は、廃止措置計画に係る当該試験研究用等原子炉の運転停止に関する恒久的な措置が講じられるとともに、炉心から使用済燃料を取り出すまでの間、冷却機能、臨界防止機能その他の使用済燃料を炉心において安全に保管するために必要な機能が維持されること。
②燃料体搬出後から解体撤去までの段階
原子炉格納施設、換気設備及び廃棄設備等の閉じ込め機能が確保され、当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能が確保されること。

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

対処方法

原子炉格
納施設
廃棄設備
放射線管
理設備

【閉じ込め機能の確保及び当該機能の確保に関連する放射線管理設備、電源設備等の機能の確保】
・原子炉格納施設、廃棄設備及び放射線管理設備を性能維持施設とすることを記載。
・施設の運転期間中に準じた安全確保を図ることを記載。
【申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載】
・燃料搬出の詳細については変更認可申請を行うことにより示すことを記載。
・第１段階及び第２段階で行う解体撤去工事に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すことを記載。
【原子炉施設の廃止措置期間全体を見通し、以下のような段階とその段階ごとに講じる措置が示されていること】
・ＦＣＡ施設の廃止措置は、第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）、第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）の順に２段階に区分して実施することを記載。

③解体撤去段階
原子炉施設内に残存する放射性物質の評価を基に、核燃料物質による汚染の適切な除去、核燃料物質によって汚染された物の適切な廃棄等が行われること。
○廃止措置計画に係る原子炉の炉心から使用済燃料（研究開発段階発電用原子炉にあっては燃料体）が取り出されていることが、認可の基準となっていることから、申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること。（試験研究用原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り出す前に廃止措置を開始しようとする場合を除く。）○発電用原子炉施設において、使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間は、使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し、使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための必要な設備等の重大事故等対処設備の解体について、その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。あるいは、その設備が不要であることが適切に評価されていること。
注）

6

7

六

性能維持施設七 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

廃止措置計画の認可申請においては、廃止措置の全期間について試験炉規則、実用炉規則又は開発炉規則で定められた事項（以下「申請書記載事項」という。）を申請書に記載することが必要であるところ、将来実施する個々の工事の安全性等の詳細を申請時以降に定めることが合理的であると認められる場合にあっては、当該部分（以下「後期工程」という。）の範囲を明確にした上で、後期工程については、廃止措置の実施体制、試験研究用等原子炉本体及び発電用原子炉本体の解体の基本方針、廃止措置に要する資金の額及びその調達計画等の廃止措置全体の見通しの審査に必要な事項が記載されていれば、必要な事項が記載されているものとして取り扱う。
なお、この場合においては、申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載があることを確認する。
（２）廃止措置期間中に性能を維持すべき施設
公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置対象施設内に残存する放射性物質の数量及び分布等を踏まえ、立案された核燃料物質による汚染の除去手順、設備・機器又は施設の解体手順等の措置との関係において、廃止措置期間中に性能を維持すべ
き施設（以下「性能維持施設」という。）が、廃止措置期間を見通した廃止措置の段階ごとに適切に設定されており、性能維持施設を維持管理するための基本的な考え方が示されていること。また、これに基づき選定された具体的な設備が施設区分ごとに示されていること。
（３）性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間（２）で選定された性能維持施設について、それぞれ位置、構造及び設備並びにその性能並
びにその性能を維持すべき期間が示されていること。また、ここで示される性能維持施設の性能については、性能維持施設が維持すべき機能ごとに、その性能を満たすために必要な仕様等（以下単に「必要な仕様等」という。）が示されていること。
また、原子炉施設を解体する工事を実施するに当たって、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量を抑制し、又は低減する観点その他の原子力安全の観点から、専ら廃止措置で使用するために導入する施設又は設備において、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することが示されていること。
研究開発段階発電用原子炉にあっては、（２）で選定された性能維持施設について、技術上の基準により難い特別の事情がある場合は、当該事情を明らかにするとともに、発電用原子炉施設の現況や技術上の基準等に照らし適切な方法により性能維持施設を維持すること、必要な仕様等を満たすこと等が示されていること。

2

申請書
該当頁
P.6-1
～
6-2

P.4
P.6

P.4

【申請に先立ち炉心から燃料を取り出していること】
・使用済燃料の全量が炉心から取り出され、燃料貯蔵庫にて未臨界を維持し安全に貯蔵されていることを記載。
・添付書類一で炉心が空であることを明らかにする資料を添付。

P.5
添付資料
一

【申請後に、後期工程に着手するまでに申請書記載事項の詳細を確定させ廃止措置計画の変更認可を受ける旨の記載】
・第１段階及び第２段階で行う解体撤去工事に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すことを記載。

P.6

性能維持
施設

・廃止措置期間中の性能維持施設は、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持すること
を記載。

P.7

性能維持
施設

・性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を
表 7-1 に記載。
・解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入する場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを、解体撤去工事に着手するまでに、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこと
を記載。

該当なし

表 7-1
P.7

No
8

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）
八 核燃料物質の管理及び譲渡し発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)（４）核燃料物質の管理及び譲渡し廃止措置対象の原子炉施設の全ての核燃料物質が適切な譲渡し先に譲渡されること等を示し、このうち使用済燃料については、設置許可を受けた「使用済燃料の処分の方法」に従い、適切な譲渡し等の措置が示されており、核燃料物質の譲渡し等に当たっては、以下の措置を講じることが示されていることを確認する。
① 核燃料物質の存在場所と種類・数量の確認
廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量が確認されること。
②

③

④

9

九

核燃料物質の保管
核燃料物質は、搬出までの間、核燃料物質貯蔵設備（試験研究用等原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り出す前に廃止措置を開始しようとする場合にあっては、炉心又は核燃料物質貯蔵設備）に保管されること。

十

核燃料物
質貯蔵設
備

核燃料物質の譲渡し先○原子炉設置者については、法第６１条第３号又は４号、第９号及び第１１号○旧原子炉設置者等については、法第６１条第１０号の規定に従って、核燃料物質の譲渡
し先が選定されていること。

核燃料物質による汚染の除去

核燃料物質等の廃棄（６）核燃料物質等の廃棄廃止措置対象の原子炉施設からの放射性廃棄物の適切な廃棄を確実に行うことが示されていること。
なお、放射性固体廃棄物については、適切な廃棄が確実に行われるまでの間は、当該施設の放射性廃棄物の廃棄施設に保管することが示されていること。
また、核燃料物質によって汚染された物の廃棄について、以下の措置を講じることが示されていること。
①放射性気体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性気体廃棄物については、原子炉の運転中における取扱いと同様に措置されること。

②放射性液体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性液体廃棄物については、原子炉の運転中における取扱いと同様に措置されること。

3

対処方法

【廃止措置開始時点における核燃料物質の存在場所と種類・数量】
・申請時の核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類及び数量を記載。

核燃料物質の搬出、輸送
核燃料物質の搬出、輸送に当たっては、関係法令に従った措置が講じられること。

（５）核燃料物質による汚染の除去
廃止措置対象の原子炉施設における核燃料物質による汚染の分布等の事前評価結果、汚染の除去の方法及び安全管理上の措置の内容が示されていること。

10

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

該当なし

気体廃棄
物の廃棄
施設
液体廃棄
物の廃棄
施設
固体廃棄
物の廃棄
施設

申請書
該当頁

P.9

【核燃料物質の貯蔵】・使用済燃料は、搬出までの間、燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮ウラン収納容器に貯蔵することを記載。

P.9【核燃料物質の搬出、輸送】・使用済燃料の搬出、輸送に当たっては、保安規定等に従った措置を講ずることを記載。

P.9【核燃料物質の譲渡し先】
・使用済燃料の引渡し先は国内の許可を有する事業者であることを記載。

P.9【汚染の分布等の事前評価結果、汚染の除去の方法及び安全管理上の措置】
・「添付書類五 核燃料物質による汚染の分布とその評価の方法に関する説明書」によって汚染分布の評価について説明されていることを記載。
・廃止対象施設の推定汚染分布を記載。
・放射化汚染物質については、放射化汚染を生じている施設・設備の放射化汚染を生じている部分を取り除くための切断、又は放射化汚染を生じている施設・設備全体の解体撤去により、汚染の除去を行うことを記載。
・二次汚染物質については、可能な限り洗浄、拭取り等により汚染の除去を行うことを記載。
・汚染の除去に当たっては、汚染の除去の方法、被ばく低減対策等の安全管理上の措置を検討した上で実施することを記載。
・汚染の除去の方法に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措
置計画の変更認可申請を行うことにより示すことを記載。

P.10～11
図 9-1【放射性気体廃棄物の廃棄】・放射性気体廃棄物については、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、線量告示の濃度限度以下であることを連続監視しながら大気へ放出することを記載。
・気体廃棄物の廃棄施設の系統概要図を記載。

P.12
図 10-1【放射性液体廃棄物の廃棄】・放射性液体廃棄物については、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液
タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度
以下のものについては、原子力科学研究所の一般排水溝へ排出することを記載。
・排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ運搬して処理することを記載。
・液体廃棄物の廃棄施設の系統概要図を記載。

P.12～13
図 10-2

No試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

③放射性固体廃棄物の廃棄
原子炉施設の廃止措置に伴い発生する放射性固体廃棄物については、放射性物質による汚染の程度により区分されること。また、その発生から処理及び保管等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止できるよう措置された設備等が用いられること。
また、原子炉施設の廃止措置中に発生する放射性固体廃棄物については、それらを適切に廃棄するまでの間の保管容量が確保されること。

11

十一

廃止措置の工程

12

13

14

15

―

十二
テム

廃止措置に係る品質マネジメントシス

一 既に使用済燃料を試験研究用等原子炉の炉心から取り出していることを明らかにする
資料（７）廃止措置の工程
原子炉施設の廃止措置は、一般的に、原子炉からの核燃料の取り出し等の原子炉の機能停止、系統の隔離や密閉、原子炉施設の解体撤去等段階的に長期にわたり実施される。このような廃止措置期間中、原子炉施設の解体撤去に当たっては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、保安のために必要な原子炉施設を適切に維持管理しつつ作業が実 該当なし
施されること。
こうしたことに鑑み、廃止措置の全体計画として、廃止措置の着手時期、維持管理期間、解体撤去工事に着手する時期及び終了時期を示すために、廃止措置の方針・手順を時間軸の単位を年度として工程表により示すとともに、その概要が説明されていること。
（８）使用済燃料を炉心から取り出す方法及び時期（試験研究用等原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り出す前に廃止措置を開始しようとする場合に限る。）
使用済燃料を炉心から取り出す方法及び時期が具体的に定められていること。時期について―
は、始期及び終期を定め、具体的な作業内容から策定した工程を踏まえたものであることが明らかにされていること。
注）上記（１）から（８）までにおいて、工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合においては、複数の原子炉施設のうちその一部の原子炉施設を廃止することが認めら放射性廃れている。このような一部の原子炉施設の廃止の場合には以下に留意する。
棄物処理①解体する原子炉の附属施設について場
工場又は事業所に複数の原子炉施設が設置されている場合において、対象原子炉の附属モニタリ施設を対象原子炉施設以外の原子炉施設と共用している場合には、その附属施設の取扱い
ングポスが示されていること。
ト②核燃料物質の譲渡しの方法について
モニタリ
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃ングステ止する場合の核燃料物質の譲渡しの方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の貯蔵施ーション
設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設の装置
許認可上、管理が可能な施設であること。
中央監視③放射性固体廃棄物の廃棄について
装置
工場又は事業所に設置されている複数の原子炉施設のうち、その一部の原子炉施設を廃環境放射止する場合の放射性固体廃棄物の廃棄の方法として、工場又は事業所内の廃止対象外の廃
線観測車
棄施設（廃止対象の原子炉施設との共用施設を含む。）において管理をする場合、当該施設が許認可上、管理が可能な施設であること。
（９）廃止措置に係る品質マネジメントシステム
原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和２年
原子力規制委員会規則第２号）を踏まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築さ該当なし
れた品質マネジメントシステムに基づく廃止措置に関する一連のプロセスが示されていること。また、構築された品質マネジメントシステムに基づき廃止措置を実施することが定められていること。
（１）既に使用済燃料（研究開発段階発電用原子炉にあっては燃料体）を炉心から取り出していることを明らかにする資料（試験研究用等原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り該当なし
出す前に廃止措置を開始しようとする場合を除く。）（例）運転日誌等で炉心から燃料が取り出されていること、空白の炉心配置図等で燃料が炉心

4

対処方法

申請書
該当頁

【放射性固体廃棄物の廃棄】・放射性固体廃棄物は、保安規定で定める廃棄物保管場所で保管し、順次原子力科学研究
所の放射性廃棄物処理場に引き渡すことを記載。
・保管に当たっては、放射性固体廃棄物の管理方法を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じた上で適切に管理することを記載。
・炉室内に設置されている放射化汚染物である解体対象機器の廃棄物は、炉室で保管することを記載。
・原子炉等規制法に規定された確認を受け、放射性物質として扱う必要がない物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行うなど、放射性固体廃棄物の低減を図ることを記載。
・発生から保管等の各段階の取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止するための措置として、ビニールシートによる梱包、容器への収納、汚染検査及び線量当量率の測定を行うことを記載。
・炉室の構造、寸法、200L ドラム缶に換算した廃棄物の発生量と保管容量を記載。廃棄物の発生量はドラム缶１本あたり 300kg 収納可能として計算した。保管容量はドラム缶を２段積みするとして計算した。

P.13～14【時間軸の単位を年度とした廃止措置の工程表とその概要】
・廃止措置の工程表で廃止措置の手順を時間軸の単位を年度として示す。
・廃止措置の各段階について詳細を記載。
・解体撤去工事に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計
画の変更認可申請を行うことにより示すこととすることを記載。

P.14～16
表 11-1――・放射性廃棄物処理場、モニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置終了後にＦＣＡ施設としての許可はその効力を失うが、他の原子炉施設の共通施設として引き続き使用するため、解体対象施設とはしないことを記載。
・引渡し先が確定した後、使用済燃料の引渡しを行う廃止措置第２段階の前に、引渡し先に係る原子炉設置変更許可及び廃止措置計画変更認可を申請し、使用済燃料の引渡し先を明記することを記載。
・放射性廃棄物処理場に引き渡した放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理すること
を記載。

P.2

P.9

P.6

・廃止措置に係る品質マネジメントシステムを記載。
（記載内容は基本的に原子力科学研究所の他の廃止措置施設の記載と同様）

P.16～35

・資料として炉心からの燃料取出し時に作成した炉心装荷図を添付。

P.1-2、
1-3

No試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

16

17
18

二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
三 廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)に装荷されていないことが明らかになっていること。
（２）使用済燃料を炉心から取り出す工程に関する説明書（試験研究用等原子炉施設において炉心から使用済燃料を取り出す前に廃止措置を開始しようとする場合に限る。）
この項目には以下の記載が明示されていること。
①使用済燃料を炉心から取り出す方法及び手順、取出作業に係る人員及び設備の管理方法並
びにその体制に関する説明（図面、図表等を含む。）が示されていること。
②使用済燃料を炉心から取り出す工程及びその工程管理の方法に関する説明（図面、図表等を含む。）が記載されていること。進捗に応じた段階により工程が区分される場合は、当該段階ごとに示されていること。
③運転停止に係る恒久的な措置として、制御装置により原子炉が停止状態に維持されるとともに、機械的及び電気的に制御装置の駆動機能を停止する措置が講じられていること。
④使用済燃料を炉心から取り出した後において、炉心への燃料体の再装荷を不可とするような措置が講じられること。
（３）廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図（例）敷地図の中で、廃止措置に係る部分（建屋、施設等）が明らかになっていること。

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

対処方法

申請書
該当頁

―

―

―

解体対象
施設

・廃止措置に係る工事作業区域概要図を敷地図により記載。
【放射線管理の基本的考え方】
廃止措置期間中の作業環境の放射線監視、被ばく管理、放射線業務従事者の出入り及び搬出物品の管理、管理区域の指定及び解除、並びに周辺環境の放射線監視等の放射線管理
は保安規定に基づいて実施し、法令又は保安規定で定める基準値を超えないように管理する。
被ばくのおそれのある作業を行う場合は、随時、作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、作業方法等の評価を行い、作業方法及び放射線防護方法の改善等の適切な措置を講じ、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。それらに必要とされるガンマ線エリアモニタ、室内モニタ等の放射線管理施設の維持管理を行う。また、周辺環境への放射性物質の放出管理のために、排気ダストモニタの維持管理を行う。

（４）廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書
原子炉施設の廃止措置においては、公衆及び放射線業務従事者の受ける線量の抑制又は低減の観点から、廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物の形態（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物等の別）に応じて適切な放射線管理の下に、確実に廃棄が行われること、また、廃止措置
期間中の平常時における周辺公衆への影響を確認する。
１）廃止措置期間中の放射線管理
廃止措置期間中における核燃料物質による汚染の除去及び放射性廃棄物の廃棄に係る放射線管理の基本的考え方、具体的方法（一般事項、管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定若しくは解除、放射線業務従事者の放射線防護並びに放射性廃棄物の放出管理）が示されていること。

5

気体廃棄
物の廃棄
施設
液体廃棄
物の廃棄
施設
固体廃棄
物の廃棄
施設
放射線管
理施設

【放射線管理の具体的な方法】
・管理区域内の線量当量率、床の放射性物質の表面密度、空気中放射性物質の濃度は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。
・原子炉施設における外部放射線に係る線量、空気中の放射性物質の濃度又は放射性物質
によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が、線量限度告示に定められた値を超えるか、又はそのおそれがある場合は、対象区域を保安規定に基づき一時的な管理区域として指定する。指定した管理区域の線量当量率、空気中の放射性物質濃度及び表面密度が法令に定める値以下であることを確認した場合には、その指定を解除する。
・原子炉施設から周辺環境に放出される放射性気体廃棄物は、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視するとともに、保安規定に基づき管理を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近のモニタリングポストにより空気吸収線量率の監視を行う。
・万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて建家周辺の放射線測定を行うとともに、環境試料の採取・測定等を行う。
・気体廃棄物は、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニ
タにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出することを記載。
・液体廃棄物は、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所
一般排水溝に排出する。廃液タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理することを
記載。

P.2-2
P.3-1

P.3-1
P.3-2

P.3-2
～3.3

P.3-3
P.3-4
～3-5
P.3-5

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

また、廃止措置期間中の核燃料物質による汚染の除去、放射性廃棄物の廃棄に係る以下のような安全対策が示されていること。
①核燃料物質による汚染の拡散防止策
核燃料物質による汚染の拡散防止のため、必要に応じて汚染拡大防止囲い、局所フィルタを使用する等の措置が講じられること。また、放射性気体廃棄物について、施設内の給排気系の機能が維持されること。

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

気体廃棄
物の廃棄
施設

対処方法
【汚染拡大防止について】
・汚染の拡大防止対策を含む作業計画を立案し、必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用等の措置を行い、汚染拡大を防止することを記載。
【施設内の給排気系統の維持について】
・気体廃棄設備を性能維持施設とする。

【被ばく低減対策について】・作業に当たっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射線防護方法（防護具の使用等）、モニタリング方法等を決定し、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。個人の外部被ばく線量は、個人線量計（OSL バッジ、ポケット線量計等）で測定する。内部被ばく線量は、ホ－ルボディカウンタ又はバイオアッセイ法により評価する。また、作業を実施する前に計画線量を設定し、適宜、線量の実績値と比較して、放射線業務従事者の線量限度を超えないように管理することを記載。
・放射線業務従事者には防護マスク等の適切な呼吸具を着用させることを記載する。

②被ばく低減対策
核燃料物質による汚染の除去に当たって、必要に応じて遮蔽体の設置、呼吸保護具の着用等の外部被ばくの低減及び内部被ばくの防止等の措置が講じられること。

２）廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量
廃止措置に伴い発生する放射性廃棄物について、適切な分類により発生量が評価されていること。

【廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量について】
・本文十において、核燃料物質によって汚染された物は、放射性気体廃棄物、放射性液体
廃棄物及び放射性固体廃棄物に分類されることを記載。
・放射性固体廃棄物の放射能レベル区分ごとの推定発生量を記載。

３）廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価
原子炉施設の廃止措置期間中の放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の環境への放出に伴う周辺公衆の線量、放射性固体廃棄物の保管に伴う直接線及びスカイシャイン線による周辺公衆の線量が適切に評価されていること。

【廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量の評価について】
・第１段階の原子炉の機能停止に係る措置に係る放射性気体廃棄物、液体廃棄物及び固体
廃棄物は、原子炉運転段階における原子炉停止時と同程度であり、一般公衆への被ばく
影響は極めて小さいことを記載。
・廃止措置の第２段階のうち燃料体搬出及び解体撤去工事に着手するまでの維持管理に係る放射性気体廃棄物、液体廃棄物及び固体廃棄物は、原子炉運転段階における原子炉停止時と同程度であり、一般公衆への被ばく影響は極めて小さいことを記載。
・設備の解体撤去工事に伴い発生する塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、ＦＣＡ施設の気体廃棄物の廃棄設備により排気するため、放射性塵埃の環境への放出は極めてわずかであると評価できる。したがって、
放射性気体廃棄物による一般公衆の被ばくの影響は極めて小さいと評価できる。
・設備の解体撤去工事に伴い発生する付随廃液中の放射性物質の量は極めて少ないと評価できる。これらの放射性液体廃棄物は、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所一般排水溝に排出する。廃液タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。
・設備の解体撤去工事に伴い発生する放射化汚染物質の保管については、遮蔽設計された
炉室内で行うことから、放射性固体廃棄物による直接線及びスカイシャイン線による一般公衆への被ばく影響は無視できる。

6

原子炉建
家
気体廃棄
物の廃棄
施設
液体廃棄
物の廃棄
施設
固体廃棄
物の廃棄
施設

申請書
該当頁
P.6

P.6-1

P.3-1
P.3-2

P.3-3

P.11
P.45

P.3-4
P.3-5
P.3-6
P.3-5
P.3-6
P.3-3
P.3-4

P.3-6

P.3-7

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

対処方法

申請書
該当頁

①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの平常時における放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法（以下「気象条件」という。）により、大気中における放射性物質の拡散状態が示されていること。
この適切な気象条件としては、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和５７年１月２８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日一部改訂。以下「気象指針」という。）に、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象
観測方法、観測値の統計処理方法及び平常運転時の大気拡散の解析方法が示されており、審査に当たっては、これを参考とする。
なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

・「添付書類四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書」と同様の物を利用。

P.4-9～
P.4-13②放射性物質の放出量の算出
平常時に周辺環境に放出される放射性物質の量については、解体作業に伴い空気中に飛散する粉じん等の放射性物質を対象とし、汚染拡大防止のために廃止措置期間中の作業等で生ずる粉じん等の拡散を防止するため、排気系フィルタ等放射性物質除去装置、一時的に設けた設備等の機能を適切に設定し算出されていること。
なお、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばく寄与を考慮したうえで、評価の対象となる放射性物質が考慮されていること。

・「添付書類四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書」と同様の物を利用。

P.4-3
P.4-5
P.4-8

・「添付書類四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書」と同様の物を利用。

P.4-4
P.4-6
P.4-8

・設備の解体撤去工事に伴い発生する放射化汚染物質の保管については、遮蔽設計された
炉室内で行うことから、放射性固体廃棄物による直接線及びスカイシャイン線による一般公衆への被ばく影響は無視できることを記載。

P.3-7

該当なし

③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、周辺監視区域外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。
ここで、「Ⅲ．審査の基準 １．基本的考え方」に示したとおり、廃止措置計画について
は、施設の解体及び核燃料物質による汚染の除去等の措置が、原子力規制委員会の定める周辺監視区域外の線量限度を超えないよう講じられるものであること。さらに、原子炉設置者及び旧原子炉設置者等においては、原子炉施設周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つための努力が払われていること。
このような観点からの評価の方法としては、原子力安全委員会の「発電用軽水型原子炉
施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和５１年９月２８日原子力委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）（以下「線量評価指針」という。）、旧
原子炉安全基準専門部会の「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」（平成元年３月２７日原子力安全委員会了承、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）が示されており、審査に当たってはこれらを参考とする。
なお、線量評価指針では、「本指針以外の計算モデルとパラメータを用いる場合があっても、十分な根拠があれば、その使用は認められるものである」としていることに留意する。
④廃止措置期間中に保管する放射性固体廃棄物に起因する直接線量とスカイシャイン線量の評価
廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物に起因する直線線量とスカイシャイン線量について被ばく線量が評価されていること。
この場合において、廃止措置期間中に管理区域内において保管する放射性固体廃棄物の保管量が適切に設定されていること。また、保管廃棄施設の遮蔽設計、評価地点までの距離が適切に考慮されていること。

7

原子炉建
家

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

４）廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量廃止措置期間中における放射線業務従事者の総被ばく線量を事前に評価し、廃止措置における作業方法、被ばく低減対策の妥当性を検討していること。

19

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

該当なし

四 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、
地震、火災等があつた場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説
明書（５）廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書
廃止措置計画が認可の基準に適合するものであることを確認するに当たっては廃止措置期間
中の平常時における一般公衆への影響はもとより、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等を確認する。
１）想定すべき事故
核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで、放射性物質の放出量が最大となる事故が想定されていること。

8

該当なし

対処方法
【廃止措置期間中における放射線業務従事者の受ける線量について】
・第１段階の原子炉の機能停止に係る措置に係る放射線業務従事者の被ばくについては、十分実績のある従来の施設の保守管理と同様の作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能であることを記載。
・第１段階で実施する解体撤去作業等に伴う放射線業務従事者の総被ばく線量評価結果については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すことを記載。
・第２段階の燃料の搬出作業並びに各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備についての維持管理については、十分実績のある従来の施設の保守管理と同様の作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある
保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能であることを記載。
・第２段階で実施する解体撤去作業等に伴う放射線業務従事者の総被ばく線量評価結果については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すことを記載。
・廃止措置の工事上の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害があった場合に発生すると想定される事故のうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定することを記載。
（第１段階）
・燃料破損事故として、貯蔵中等に何らかの原因（誤操作、地震等）により、燃料が落下、破損し、破損した劣化ウラン酸化物燃料の粉末（主要な放射性核種は U-234、U235、U-238 で放射能量：5.5×106Bq）が環境に放出されるものとすることを記載。
・汚染拡大防止機器の機能不全として、放射化汚染物質の切断作業中に汚染拡大防止機器が機能不全となり、粒子状の放射性物質（原子炉停止後約 12 年（2023 年３月末）経過時の推定放射能量の一部であり、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.2×107Bq）が環境へ放出されるものとする。
・廃棄物保管中の火災として、カートンボックス及びフィルタを保管中に火災が発生
し、粒子状の放射性物質（放射化汚染物質として Fe-55、Co-60、Ni-63：1.2×107Bq、二次汚染物質として U-235、Co-60：1.2×107Bq）が環境へ放出される事象を想定することを記載。
・その他の災害として、津波、台風、竜巻、洪水については、上記 3 つの事故の影響を超えることはないと記載。
・燃料搬出までの間は貯蔵管理のみを行い、施設の運転段階と同様に保安規定に基づく臨界管理を行うことから、臨界事故を想定する必要はないことを記載。
・危険物（金属ナトリウム）については、ステンレス被覆により密封されていること、
かつ、管理区域を禁水としていることから、金属ナトリウムによる火災を想定する必
要はないことを記載。
（第２段階）
・燃料破損事故として、貯蔵中等に何らかの原因（誤操作、地震等）により、燃料が落下、破損し、破損した劣化ウラン酸化物燃料の粉末（主要な放射性核種は U-234、U235、U-238 で放射能量：5.5×106Bq）が環境に放出されるものとすることを記載。
・廃棄物保管中の火災として、カートンボックス及びフィルタを保管中に火災が発生
し、粒子状の放射性物質（二次汚染物質として U-235、Co-60：1.2×107Bq）が環境へ放出される事象を想定することを記載。
・フィルタの破損として、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットが火災により破損
し、付着している粒子状の放射性物質の全量（放射性核種は U-235、Co-60 で放射能
量：1.2×107Bq）が環境へ放出されるものとすることを記載。

申請書
該当頁

P.3-3
～
P.3-4

P.4-1

P.4-1

P.4-1

P.4-2

P.4-2
P.4-2
P.4-2

P.4-7

P.4-7

P.4-8

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

２）事故時における周辺公衆の線量評価①気象条件
廃止措置期間中の原子炉施設からの事故における放出放射性物質に起因する公衆の被ばく線量評価に関し、適切な気象条件が示されていること。
この適切な気象条件としては、気象指針に示された大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び想定事故時の大気拡散の解析方法があり、審査に当たっては、これを参考とする。
なお、気象指針では「本指針で定めた事項以外の方法を用いる場合があっても、十分な根拠があればその使用を認められるものである」としていることに留意する。

対処方法【気象条件】
・原子炉施設から放出される放射性物質による敷地周辺の線量の評価は、実際に敷地で観測した気象データをもとにして、出現頻度からみて、それより悪い条件にめったに遭遇しないといえる大気拡散状態（気象条件）を推定することにより行う。

②放射性物質の放出量
放射性物質の放出量は、炉型の特質や施設の状況に応じ、核種ごとの被ばくへの寄与を考慮したうえで放射性物質を考慮し算出されていること。
該当なし【放射性物質の放出量】（第１段階の燃料破損事故）
・燃料の貯蔵中等に破損する燃料は、全ての劣化ウラン酸化物燃料が破損したものとする。
（第１段階の廃棄物保管中の火災）・フィルタには放射化汚染を生じている部分の切断を行う可能性のある全ての設備について、切断により発生する粒子状の放射性物質の全量（主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.2×107Bq）が付着していたものとする。
・切断により発生する粒子状の放射性物質の量は、切断カーフ幅 1.2cm と想定し、粒子状の放射性物質の量を切断カーフ幅と総切断長から算出し、構造材全体の約 5％とする。
・カートンボックスには、二次汚染物質の全量が収納されていたものとする。

申請書
該当頁

P.4-9
～
P.4-13

P.4-3
P.4-5
P.4-8

（第２段階の燃料破損事故）
・第１段階と同様。
（第２段階の廃棄物保管中の火災）
・第１段階の廃棄物保管中の火災の評価のうち、二次汚染物質に関するものと同様。
③放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量
評価対象核種の環境移行における特徴を考慮した被ばく経路を設定するとともに、適
切なパラメータを用いた被ばく評価モデルを設定し、上記①の気象条件及び②の放出量を用いて、敷地外の評価地点における、放出放射性物質に起因する被ばく線量が適切に評価されていること。
線量評価の方法としては、上記（３）３）③に述べた原子力安全委員会の指針類を審査に当たって参考とする。廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等が周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクを確認する際の考え方としては、「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成３年７月１８日原子力安全委員会決定、平成１３年３月２９日原子力安全委員会一部改訂）解説における事故評価において示された考え方を参考とする。
注）当該指針では、事故評価に対しては「周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。」を判断の基準のひとつとして示しているが、当該指針解説では、この基準については、『「著しい放射線被ばくのリスク」を、事故による線量と事故の発生頻度の兼ね合いを考慮して判断するものである。』とし、『ＩＣＲＰの１９９０年勧告によれば、公衆の被ばくに対する年実効線量限度として、１ｍＳｖを勧告しているが、特殊な状況においては、５年間にわたる平均が年当たり１ｍＳｖを超えなければ、単一年にこれよりも高い実
効線量が許されることもありうるとなっている。これは平常時の放射線被ばくについての考え方であるが、これを発生頻度が小さい「事故」の場合にも適用することとし、周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍＳｖを超えなければ「リスク」は小さいと判断する。』としている。

9【放出放射性物質に起因する周辺公衆の被ばく線量】
・拡散状態の推定は、敷地における 2009 年 1 月から 2013 年 12 月の 5 年間の風向、速及び大気安定度の観測データを使用し、「気象指針」に示された方法に従って、相対濃度(χ/Q)、相対線量(D/Q)を求めることにより行ったことを記載。
・評価対象核種の吸入摂取による実行線量係数を表に記載。
・評価対象核種のガンマ線実効エネルギーを表に記載。
・実効線量係数については、ICRP Publication 68 and 72 を参考とした。
・ガンマ線実効エネルギーについては、原子力安全委員会、被ばく計算に用いる放射エ
ネルギー等について及び原子力安全委員会、発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価についてを参考とした。
・よう素の内部被ばくによる実効線量は、I-129 を吸入した場合の小児の実効線量とて求めることを記載。
・原子力安全委員会、発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針を参考に評価したことを記載。

P.4-4

表４－１
P.4-15

P.4-6
P.4-15

No
20

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）
五 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)（６）核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書
原子炉の機能停止時又は原子炉施設の解体撤去時に原子炉施設に残存する放射性物質（放射化放射性物質、汚染放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物）の種類、数
量及び分布が、原子炉の運転履歴等を基にした計算結果、測定結果等により、適切に評価されていること。

21

六 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

対処方法

該当なし

・ＦＣＡ施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。
放射化汚染物は、１／２格子管集合体及び１／２格子管集合体周辺部に設置されている機器等が中性子照射を受けて放射化することにより発生するものである。二次汚染物
は、炉心変更に伴う燃料の装荷・装脱によりウラン燃料の酸化膜、放射化汚染物質等が施設・設備の表面に付着することにより発生するものであることを記載。
【放射化汚染物質】
・中性子束分布は、２次元輸送計算コード DORT を使用して計算し、各領域における中性子束を算出したことを記載。
・放射化汚染物の放射能量は、上記で算出した各領域における中性子束と原子炉運転履歴、設備機器等の組成データを用いて、ＳＣＡＬＥ－６．１コードシステムに含まれる焼計
算コードＯＲＩＧＥＮ－Ｓにより、放射化汚染物の放射能濃度を算出し、この結果に物量データを用いて、放射化汚染物の放射能量を算出した。
・ＦＣＡ施設の初回臨界から最終運転までの年度ごとの積算出力の実績値を入力データとして与えた。なお、評価に当たっては、放射化汚染物質の放射能量を実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とするため、各年度における積算出力分の運転を最高
熱出力 2000W で行うこととし、運転日は年度の最終日（3 月 31 日）とした。ただし、最終運転年度である 2011 年度については、最終運転日の 3 月 10 日を運転日としたことを記載。
・放射化汚染物の推定放射能量の計算結果を記載。
【二次汚染物】
・二次汚染物の放射能量の評価手順としては、表面密度に評価対象物の表面積を乗じて評価した。表面密度については、表面汚染検査計等により測定した結果、最も二次汚染の影響が大きいと想定される炉心物質装填用引出しにおいても有意な汚染は検出されなかった。このため、二次汚染物質の放射能量の評価における表面密度は、測定時の検出限界値であるアルファ線を放出する放射性物質 0.04Bq/cm2、アルファ線を放出しない
放射性物質 0.4Bq/cm2 を用いたことを記載した。
・二次汚染物の推定放射能量の計算結果を記載。

（７）性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書
性能維持施設の各設備等の維持管理、その他の安全対策について、性能を維持すべき期間にわたって以下の措置を講ずることが示されていること。
１）建屋(家)・構築物等の維持管理
放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建家・構築物等については、これらの系統及び機器を撤去するまでの間、放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を適切に維持管理すること。
２）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理
新燃料及び使用済燃料を核燃料物質貯蔵設備で保管する期間にあっては、所要の性能を満足するよう当該核燃料物質貯蔵設備及び核燃料物質取扱設備を維持管理すること。
また、使用済燃料の著しい損傷を緩和し及び臨界を防止するために必要な設備を維持管理
すること。

性能維持
施設

３）放射性廃棄物の廃棄施設については、適切に維持管理すること。

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

10

性能維持
施設

申請書
該当頁
P.5-1

P.5-1
P.5-1

P.5-1
～
P.5-2

P.5-2
P.5-2
～
P.5-3

P.5-3

・原子炉格納施設である炉室建家は、解体工事等における炉室建家外への放射性物質の漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽として必要である。したがって、本文 表７－１に示すとおり、炉室建家の維持管理を行うことを記載。

P.6-2

・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設は、未臨界を維持し燃料を安全に貯蔵するために必要である。したがって、本文表７－１に示すとおり、燃料貯蔵庫、濃縮ウラン収納容器（低濃縮ウラン）及び燃料貯蔵棚の維持管理を行うことを記載。

P.6-1

・放射性廃棄物の廃棄施設は、管理区域内における汚染拡大を防止し、気体状、液体状及び固体状の放射性物質の環境への放出を抑制するために必要である。したがって、本文
表７－１に示すとおり、気体廃棄物の廃棄設備、液体廃棄物及び固体廃棄物の廃棄設備の維持管理を行うことを記載。

P.6-1

・放射線管理施設は、炉室建家等内外の放射線監視、環境への放射性物質の放出管理及び管理区域内作業に係る放射線業務従事者の被ばく管理を行うために必要である。したがって、本文 表７－１に示すとおり、放射線管理施設の維持管理を行うことを記載。

P.6-1
～
P.6-2

No

22

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試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

七 廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

八廃止措置の実施体制に関する説明書

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
対処方法

申請書
該当頁

５）解体中に必要なその他の施設の維持管理①核燃料の貯蔵管理及び放射性廃棄物の処理に伴い必要な場合、放射線業務従事者の被ばく低減化のため空気の浄化が必要な場合並びに解体撤去に伴い放射性粉じんが発生する可能性のある区域で原子炉施設外への放出の防止及び他区域への移行の防止のために必要な場合は、換気設備を適切に維持管理すること。
②商用電源が喪失した際、解体中の原子炉施設の安全確保上必要な場合には、適切な容量の電源設備を確保し、これを適切に維持管理すること。
③その他の安全確保上必要な設備（照明設備、補機冷却設備等）については、適切な機能が確保されるよう維持管理すること。

・1.1～1.6 以外で、廃止措置期間中の施設の維持に必要なその他の附属施設（消火設備、照明設備）についても、保安規定等に基づき本文 表７－１に示す期間、適切に維持管理を行うことを記載。

P.6-2

６）検査・校正
性能維持施設の各設備、機器等及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置等について
は、安全の確保上必要な機能及び性能を必要な期間中維持できるよう適切な頻度で検査・校正を行うこと。

・廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置に用いる設備は、安全確保上必要な機能及び性能を必要な期間維持できるよう、適切な頻度で検査・校正を行うことを記載。

P.6-2

７）その他の安全対策
原子炉施設の廃止措置期間中においては、保安のために以下のような措置を講じることが示されていること。
①管理区域は、放射線被ばく等の可能性の程度に応じてこれを適切に区分し、保安のための措置を講ずるとともに、放射線業務従事者の不必要な被ばくを防止するため、これらの区域に対する立入りを制限する措置を講ずること。
②周辺環境へ放出される放射性物質の管理が適切に行われていることを確認するため、解体中の原子炉施設からの放出の管理に係る放射線モニタリング及び周辺環境に対する放射線モニタリングを適確に行うこと。
③核燃料物質が原子炉施設に存在する期間中の原子炉施設への第三者の不法な接近等を防止する措置を講ずること。
④放射線障害防止の観点から、火災の防護設備については適切に維持管理すること。また、可燃性物質が保管される場所にあっては、火災が生ずることのないよう適切な防護措置を講じること。

・管理区域は、汚染の除去が終了し管理区域を解除するまでの間、保安規定に基づく管理として区画、標識の設置、出入管理等を行うことを記載。
・解体撤去中の原子炉施設から周辺環境に放出される放射性物質は、従来と同様に保安規定に基づく管理を行う。保安規定に基づく管理として、放射性気体廃棄物については、
気体廃棄物の廃棄設備運転中連続して放射性物質の濃度測定を行い、放射性液体廃棄物についても、放出の都度、放射性物質の濃度測定を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近の空気吸収線量率の測定を行うことを記載。
・ＦＣＡ施設の使用済燃料は、燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮ウラン収納容器に貯蔵中であるため、出入管理等、必要な核物質防護措置を行うことを記載。
・保安規定等に基づき、消火器、自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行う
ことを記載。
・廃止措置期間中に貯蔵を継続する使用済燃料は、他施設に引き渡すまでの期間、その全量をＦＣＡ施設の核燃料物質の貯蔵施設において貯蔵し、施設の運転段階と同様に保安規定に基づく臨界管理（形状寸法管理及び質量管理）を継続する。なお、臨界管理を含めた燃料搬出の詳細については、使用済燃料の引渡しを行う第２段階の前に、本廃止措
置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととすることを記載。
・廃止措置期間中に保管を継続するステンレス被覆ナトリウムは、搬出するまでの期間、禁水管理する炉室内の専用鋼製キャビネットにおいて保管し、施設の運転段階と同様に保安規定等に基づく管理を継続する。なお、工事期間中又は搬出時のナトリウム管理方法については、第１段階に係る炉室内設備の解体撤去工事に着手する前又は搬出する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととすることを記載。

○性能維持施設に係る維持管理方法が示されていること。また、性能維持施設の維持すべき性
能が・試験研究の用に供する原子炉等の技術基準に関する規則（令和２年原子力規制委員会規則第７号）第二章、第三章、第四章又は第五章
・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会
規則第６号）第二章及び第三章
又は・研究開発段階発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成２５年原子力規制委員会規則第１０号）第二章及び第三章の規定によらない場合は、その根拠を具体的に記載すること。
（８）廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書①廃止措置に要する費用
原子炉施設解体に要する費用の見積もり総額が明示されていること。
②資金調達計画
実用発電用原子炉については、発電用原子炉施設解体引当金累積積立額が明示され、それを含めた費用の調達方法が明示されていること。
（９）廃止措置の実施体制に関する説明書
１）主たる工場又は事業所及び廃止措置に係る工場又は事業所において定める以下の事項が定められていること。
①廃止措置に係る組織

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設備・施
設・建家

・廃止措置期間中に性能を維持すべき施設・設備については、原子炉施設外への放射性物
質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとすることを記載。
・廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及びその性能並びにその性能を維持すべき期間
は、本文表７－１に示すことを記載。

P.6-2
P.6-2

P.6-3
P.6-3
P.6-3

P.6-3

P.6-1

P.6-1
P.40～44

該当なし

・廃止措置費用のうち、施設解体費は DECOST を用いて算出した施設解体費用見積総額を記載。
・廃止措置に要する費用については、一般会計運営費交付金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画であることを記載。

P.7-1

該当なし

・ＦＣＡ施設の廃止措置の実施体制については、原子炉等規制法第 37 条第 1 項及び試験
炉規則第 15 条第 1 項に基づき、保安規定において保安管理体制を定め、廃止措置の業
務に係る各職位とその職務内容を記載し、それぞれの役割分担を明確にするとともに、保安に必要な事項の審査をするための委員会の設置及び審査事項を規定する。また、廃

P.8-1

No

試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則（2020/12/23 施行）（第 16 条の 6 廃止措置計画の認可の申請）

発電用原子炉施設及び試験研究用等原子炉施設の廃止措置計画の審査基準(2020/12/23 施行)

審査基準に適合するための対策
設備・施
設・建家

②廃止措置に係る各職位の職務内容
２）廃止措置に係る工場又は事業所における廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者を選任する際の基本方針が定められていること。

九 廃止措置に係る品質マネジメントシステ
ムに関する説明書（１０）廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書
この項目には以下の記載が明示されていること。
①原子炉施設保安規定において、事業者の代表者をトップマネジメントとする品質マネジメン
トシステムを定めること。
②廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図ることが明示されていること。
③品質マネジメントシステムのもとで機能を維持すべき設備及びその他の設備の保守等の廃止措置に係る業務が行われることが明示されていること。

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申請書
該当頁

止措置における保安の監督を行う者の任命に関する事項及びその職務を明確にし、その者に各職位の業務を総括的に監督させることを記載。
・廃止措置に係る経験に関する事項を記載。
・令和 2 年 4 月 1 日における現在の技術者数等に関する事項を記載。
・技術者に対する教育及び訓練に関する事項を記載。

なお、廃止措置の実施に当たりその監督を行う者（以下「廃止措置主任者」という。
）としては、表１記載の者から選任していることが望ましい。
また、法第４３条の３の２６又は法第４０条は、原子炉の運転に関し保安の監督を行う者としてそれぞれ発電用原子炉主任技術者又は試験研究用等原子炉主任技術者を選任する義務を規定しているが、発電用原子炉及び既に炉心から使用済燃料を取り出している試験研究用等原子炉にあっては、原子炉の運転及び使用済燃料の取出しが行われないことから、発電用原子炉主任技術者又は試験研究用等原子炉主任技術者の選任義務は課されない。
表１ 廃止措置主任者の選任要件
以下のいずれかに該当する者
廃止措置対象施設
イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者に核燃料物質が存ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
在する場合
ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
以下のいずれかに該当する者
廃止措置対象施設
イ 法第４１条第１項の原子炉主任技術者免状を有する者に核燃料物質が存ロ 法第２２条の３第１項の核燃料取扱主任者免状を有する者
在しない場合ハ 技術士法第３２条第１項の規定により技術士登録簿の原子力・放射線部門に登録を受けた者（試験研究用等原子炉に限る）
ニ 放射性同位元素等の規制に関する法律第３５条第１項の第１種放射線取扱主任者免状を有する者
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対処方法

該当なし

・廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、「本文十二 廃止措置に係るマネジ
メントシステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第１項並びに試験炉規則第６条の３及び第 15 条第２項に基づき、保安規定において、理事長をトップマネジメントとす
る品質マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図ることを記載。
・また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施することを記載。
・「本文六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業務は、この品質マネジメント計画の下で実施することを記載。

P.9-1