国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と使用変更許可申請書との整理表

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

第１編 総 則目 次 （変更なし）
第１章 通則第１条～第３条（変更なし）（定義）
第４条 この規定において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
(1) ～(26)（変更なし）
（削る）

総則
説

明

（施設管理実施
計画等の策定及び保全活動の実施に係るこれまでの運用の実績等を踏まえ、詳
細手順は施設管理に関する文書等の作成に係る要領に基づき運用するため。）

（削る）

第５条
第２章

第１編

、第５条の２（変更なし）
保安管理体制（変更なし）

第３章 品質マネジメント計画（品質マネジメント計画）
第 16 条 第２条に係る保安活動のための品質マネジメント活動を実施するに当たり、次のとおり品質マネジメント計画を定める。
1. 目的～8. 評価及び改善（変更なし）
図 4.1 品質マネジメントシステム体系図（変更なし）
図 4.2 品質マネジメントシステムプロセス関連図（変更なし）

1

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
変更後（下線部は変更箇所）
表 4.2.1 品質マネジメントシステム文書
文書名

承認者

許可（対応箇所抜粋）

関連
条項

項目

文書番号

4.2.2

品質マ
ニュア
ル

（変更なし）

4.2.3
4.2.4

文書管
理
記録の
管理

（変更なし）

5.1

経営者
の関与

（変更なし）

5.4.1

品質目
標

（変更なし）

5.5.4

内部コ
ミュニ
ケーシ
ョン

（変更なし）

5.6.1

マネジ
メント
レビ
ュー

（変更なし）

6.2.2

力量、
教育・
訓練及
び認識

（変更なし）

7.1

業務の
計画

業務の計画及び実施管理 安 全 管 理 部 QS-A12
要領
長
原子力科学研究所放射線 所長
安全取扱手引(科)QAM-711

原子力科学研究所核燃料 所長
物質等周辺監視区域内運
搬規則(科)QAM-712

原子力科学研究所事故対 所長
策規則(科)QAM-713

原子力科学研究所事故故 所長(科)QAM-714
2

第１編

総則
説

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
変更後（下線部は変更箇所）
障及び災害時の通報連絡に関する運用基準【共通編

原子力科学研究所 PI 設定 所長
評価要領(科)QAM-716

原子力科学研究所保全文 所長
書策定要領(科)QAM-717

保安管理部の業務の計画 保 安 管 理 部 (科保)QAM-710
及び実施に関する要領
長
放射線管理部業務の計画 放 射 線 管 理 (科放)QAM-710
及び実施に関する要領
部長
工務技術部の業務の計画 工 務 技 術 部 (科工)QAM-710
及び実施に関する要領
長
研究炉加速器技術部業務 研 究 炉 加 速 (科研)QAM-710の計画及び実施に関する 器技術部長
要領
臨界ホット試験技術部の 臨 界 ホ ッ ト (科臨)QAM-710
業務の計画及び実施に関 試 験 技 術 部
する要領長
バックエンド技術部業務 バ ッ ク エ ン (科バ)QAM-710の計画及び実施に関する ド技術部長
要領
原子力施設検査室の業務 原 子 力 施 設 (科検)QAM-710の計画及び実施に関する 検査室長
要領
（変更なし）

7.4

調達（変更なし）

7.6

監視機
器及び
測定機
器の管
理

（変更なし）

8.2.2

内部監
査

（変更なし）

本文】【品質管理計画】(科)QAM-715

設計・
開発

総則

許可（対応箇所抜粋）

原子力科学研究所施設管 所長
理及び保全有効性評価要
領

7.3

第１編

1.目的～3.定義（記載省略）
4. 品質マネジメントシステム
4.1
一般要求事項（記載省略）
4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1 一般
品質マネジメントシステムに関する文書について、保安活動の重要度に応じて作成し、次の文書体系の下に管理する。
(1) 品質方針及び品質目標(2) 品質マニュアル(3) 規則が要求する手順(4) プロセスの効果的な計画、運用及び管理を確実に実施するために必要と判断した指示書、図面等を含む文書
4.2.2 品質マニュアル
理事長は、本品質管理計画に基づき、品質マニュアルとして、次の事項を含む品質マネ
ジメント計画を策定し、維持する。
a) 品質マネジメントシステムの適用範囲（適用組織を含む。）
b) 保安活動の計画、実施、評価、改善に関する事項
c) 品質マネジメントシステムのために作成した文書の参照情報
d) 品質マネジメントシステムのプロセス間の相互関係
4.2.3 文書管理
(1) 保安に係る組織は、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、不適切な使用又は変更を防止する。
(2) 保安に係る組織は、適切な品質マネジメント文書が利用できるよう、次に掲げる管理の方法を定めた手順を作成する。これには、文書改定時等の必要な時に当該文書作成時に使用した根拠等の情報が確認できることを含む。
a) 発行前に、適切かどうかの観点から文書の妥当性をレビューし、承認する。
b) 文書は定期的に改定の必要性についてレビューする。また、改定する場合は、文書作成時と同様の手続で承認する。
c) 文書の妥当性のレビュー及び見直しを行う場合は、対象となる実施部門の要員を参加させる。
d) 文書の変更内容の識別及び最新の改定版の識別を確実にする。
e) 該当する文書の最新の改定版又は適切な版が、必要なときに、必要なところで使用可能な状態にあることを確実にする。
3

説 明
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（施設管理に関する文書等の作成に係る要領の策定のため。）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
8.2.4

検査及
び試験

8.3
8.5.2
8.5.3

不適合
管理
是正処
置等
未然防
止処置

変更後（下線部は変更箇所）（変更なし）～

第４章～第９章（変更なし）

総則

許可（対応箇所抜粋）f) 文書は、読みやすくかつ容易に識別可能な状態であることを確実にする。
g) 品質マネジメントシステムの計画及び運用のために組織が必要と決定した外部からの文書を明確にし、その配付が管理されていることを確実にする。
h) 廃止文書が誤って使用されないようにする。また、これらを何らかの目的で保持する場合には、適切に識別し、管理する。

（変更なし）

第 17 条

第１編

説

明

4.2.4 記録の管理(1) 保安に係る組織は、要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的運用の証拠を示すために作成する記録の対象を明確にし、管理する。また、記録は、読
みやすく、容易に識別可能かつ検索可能とする。
(2) 保安に係る組織は、記録の識別、保管、保護、検索の手順、保管期間及び廃棄に関する管理の方法を定めた手順を作成する。

第 25 条（削除）

別表第１ ～別表第５の３（変更なし）
別表第６

核燃料使用規則に基づく記録(第 42 条関係)
記

録

事

項

記録すべき

記録

保存

場合

責任者

責任者

保安規定各編の該当条番号
保存期間
1

2

3

5

6

7

8

9

10

11 12

１．使用施設等の施設管理（核燃料使用規則第２条の 11 の７に規定するもの【共通編をいう。以下こ【品質管理計画】の表において同じ。）に係る記録
イ 使用前確認 確認の都度 施設管理 施設管理 同一事項
の結果

者

統括者

に関する

27 13 14 13 13 16 13 14 13の 2 の 2 の 2 の 2 の 2の 2 の 2 の 2の 2

次の確認
のときま
での期間
ロ 核燃料使用 施設管理の 施設管理 施設管理 施設管理規則第２条の 実施の都度 者

統括者

を実施し

11 の７第４た使用施号の規定によ設等の解る施設管理の体又は廃実施状況及び

棄をした

その担当者の

後５年が

氏名

経過する

35 17 10 12 10 10 14 11 12 11の2 の3 の2 の2 の2 の2の2 の2 の2 の235 17 10 12 10 10 14 11 12 11の3 の4 の3 の3 の3 の3の3 の3 の3 の3
35 17 10 12 10 10 14 11 12 11の4 の5 の4 の4 の4 の4の4 の4 の4 の435 17 10 12 10 10 14 11 12 11の5 の6 の5 の5 の5 の5の5 の5 の5 の5
26 12 13 12 12 15 12 13 12

までの期
間
ハ

第 ２ 条 の 評価の都度 施設管理 施設管理 評価を実

11 の７第５

本文】

者

統括者

施した使

号の規定によ用施設等る施設管理方の施設管35 17 10 12 10 10 14 11 12 11の6 の7 の6 の6 の6 の6の6 の6 の6 の6
35 17 10 12 10 10 14 11 12 11の7 の8 の7 の7 の7 の7の7 の7 の7 の7

1.目的～3.定義（記載省略）
4. 品質マネジメントシステム
4.1
一般要求事項（記載省略）
4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1～4.2.3（記載省略）
4.2.4 記録の管理(1) 保安に係る組織は、要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的保安に係る組織は、要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的運用の証
拠を示すために作成する記録の対象を明確にし、管理する。また、記録は、読みやすく、容易に識別可能かつ検索可能とする。
(2) 保安に係る組織は、記録の識別、保管、保護、検索の手順、保管期間及び廃棄に関する管理の方法を定めた手順を作成する。

4

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（施設管理実施
計画等の策定及び保全活動の実施に係るこれまでの運用の実績等を踏まえ、詳
細手順は施設管理に関する文書等の作成に係る要領に基づき運用するため。）

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

理方針、

目標及び施設

施設管理

管理実施計画

目標又はの評価の結果施設管理

及びその評価実施計画の担当者の氏

の改定ま

名

での期間

２． ～ ７．

＊１（省略）

核燃料物質の使用の変更の許可申請書に記載されている警報装置及び火災
警報を含む。
＊２ 試験・検査、点検及び保守で計画的に発報させるものは、記録から除外す
る。
＊３ 使用施設等（廃棄物処理場を除く。）内の廃棄物保管場所に保管する固体
廃棄物に係る記録責任者は、当該固体廃棄物を発生させた課長等又は共用の容器に収納される固体廃棄物を管理する区域管理者とする。また、廃棄物処
理場については、処理前廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録責任者は、当該処理前廃棄物保管場所を管理する課長（放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長又は高減容処理技術課長）とし、発生廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録責任者は、当該固体廃棄物を発生させた課長（放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長又は工務第１課長）とする。なお、廃棄物処理場に引き渡した後の放射性廃棄物に係る記録責任者は、放射性廃棄物管理第１課長とする。
＊４ 使用施設等（廃棄物処理場を除く。）内の廃棄物保管場所に保管する固体
廃棄物に係る記録の保存責任者は、当該固体廃棄物を発生させた課長等又は共用の容器に収納される固体廃棄物を管理する区域管理者とする。また、廃棄物処理場については、処理前廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録の保存責任者は、当該処理前廃棄物保管場所を管理する課長（放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長又は高減容処理技術課長）とし、発生廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録の保存責任者は、
当該固体廃棄物を発生させた課長（放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長又は工務第１課長）とする。なお、廃棄物処理場に引き渡した後の放射性廃棄物に係る記録の保存責任者は、放射性廃棄物管理第１課長とする。
＊５ 使用施設等（廃棄物処理場を除く。）内の廃棄物保管場所に保管する固体
廃棄物に係る記録の保存期間は、当該固体廃棄物を廃棄物処理場に引き渡すまでの期間とする。また、廃棄物処理場の処理前廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録の保存期間は、当該固体廃棄物を処理するまでの期間とし、発生廃棄物保管場所に保管する固体廃棄物に係る記録の保存期間は、
当該固体廃棄物を廃棄物処理場に引き渡すまでの期間とする。

第１編

総則

許可（対応箇所抜粋）
【共通編

本文】
【品質管理計画】

1.目的～3.定義（記載省略）
4. 品質マネジメントシステム
4.1
一般要求事項（記載省略）
4.2 文書化に関する要求事項
4.2.1～4.2.3（記載省略）
4.2.4 記録の管理(1) 保安に係る組織は、要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的保安に係る組織は、要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的運用の証
拠を示すために作成する記録の対象を明確にし、管理する。また、記録は、読みやすく、容易に識別可能かつ検索可能とする。
(2) 保安に係る組織は、記録の識別、保管、保護、検索の手順、保管期間及び廃棄に関する管理の方法を定めた手順を作成する。

5

説 明
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（有効性評価及び改善の明確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
変更後（下線部は変更箇所）
別図第１

許可（対応箇所抜粋）

使用施設等の保安に係る組織図（第６条関係）（変更なし）

6

第１編

総則
説

明

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第２編

放射線管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 2 編 放射線管理
変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説明

第２編 放射線管理
目次～（変更なし）

第１条～（許可申請書本文に記載なし。
）

第 35 条の３（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）
第 35 条の４

【共通編

本文】

【品質管理計画】

環境放射線管理課長及び線量管理課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲

左記のとおり許げる事項を定めた施設管理実施計画を策定しなければならない。ただし、施設管理上必要としない事項につ

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

可に記載があいては、この限りでない。

7.業務の計画及び実施

り、保安規定の7.1 業務の計画

記載と齟齬はなイ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの

２

使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

ヘ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

（記載の重複による削除）

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

含む。）に関すること。
ホい。

(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）
b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

環境放射線管理課長及び線量管理課長は、前項の施設管理実施計画について、放射線管理部長の承認を受

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

性３d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び放射線管理部長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

にこれらの合否判定基準e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた（保全活動の実施）
第 35 条の５

めに必要な記録

環境放射線管理課長及び線量管理課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
第 35 条の６（変更なし）（施設管理の有効性評価及び改善）
第 35 条の７

放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

（放射線測定機器の維持点検及び巡視）第 36 条本文】【品質管理計画】

放射線管理部長は、放射線管理施設について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効に機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
２【共通編

区域放射線管理担当課長は、第３編第 33 条、第５編第 22 条、第６編第 27 条、第７編第 22 条、第８編第 22 条、第９編第 33 条、第 10 編第 24 条、第 11 編第 26 条及び第 12 編第 25 条に規定する放射線測定機

左記のとおり許1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）

可に記載があ5.経営者等の責任

り、保安規定の5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）

記載と齟齬はな5.5 責任、権限及びコミュニケーション

い。

5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）（有効性評価及5.5.3 管理者

び改善の明確(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確

器を備え付けるとともに、その性能を常に正常に維持するよう、各施設編に定める施設管理実施計画に定め実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任るところにより管理しなければならない。

者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
2

化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 2 編 放射線管理
変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

２（変更なし）

a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

３

環境放射線管理課長は、別表第 15 に掲げる放射線測定機器について、その性能を常に正常に維持するよb)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高め

説

明

る。

う、施設管理実施計画に定めるところにより管理しなければならない。
４（変更なし）

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

５

線量管理課長は、放射線測定機器の性能を確認するため、第３編、第５編、第６編、第７編、第８編、第d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

９編、第10編、第11編及び第12編において区域放射線管理担当課長が定める施設管理実施計画並びに第35条

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップの４において環境放射線管理課長が定める施設管理実施計画により点検を行い、その結果をそれぞれ、区域を発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。

放射線管理担当課長及び環境放射線管理課長に通知しなければならない。

a)
b)
c)
d)

り、保安規定のする。

記載と齟齬はな

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極い。

的に行えるようにする。

（有効性評価及原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達す

び改善の明確る。

化）

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。
第 37 条 ～ 第 56 条（変更なし）

3

可に記載があ品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。
e)

左記のとおり許原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 2 編 放射線管理
変更後（下線部は変更箇所）
別図第１

許可（対応箇所抜粋）

周辺監視区域説明

東海第二発電所防潮堤設置に伴う周辺監視区域の変更4

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

第３編

廃棄物処理場の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）
第３編

許可（対応箇所抜粋）

説

明

廃棄物処理場の管理

目次 （変更なし）
第１章 ～ 第２章
第３章

（変更なし）

保守管理

第 17 条の３ ～ 第 17 条の４（変更なし）【共通編

本文】【品質管理計画】（施設管理実施計画等の策定）
第 17 条の５

放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１ 1.目的 ～ 6.資源の運用管理（記載省略）

課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定め 7.業務の計画及び実施
た「施設管理実施計画」を策定しなければならない。
イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。
）に関すること。

ホ使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

ヘ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

２

7.1 業務の計画(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（記載の重複による削除）

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）
b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

前項において、設備等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態性にある場合においては、第３条の定めにより作成する「年間処理計画」において特別な状態である期間

d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びとその内容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に基づにこれらの合否判定基準

き「特別な施設管理実施計画」を定めることができる。
３

左記のとおりe) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長及び高減容処理技術課長は、第１項及び前項

めに必要な記録の施設管理実施計画をとりまとめ、バックエンド技術部長の承認を受けなければならない。これを変更

第 17 条の５第１項ロ及びニと重複しているため、旧第２項削除に伴う項番号の繰り上げしようとするときも、同様とする。
４

工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。

５

バックエンド技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

６

放射性廃棄物管理第１課長及び放射性廃棄物管理第２課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。また、高減容処理技術課長は、第３項の承認を受けたときは、放射線管理第２課長に通知しなければならない。

（保全活動の実施）
第 17 条の６

放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１

第 17 条の５旧

課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めると第２項削除に伴ころにより、保全活動を実施しなければならない。

う変更2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）
第 17 条の７

許可（対応箇所抜粋）

本文】【品質管理計画】（施設管理の有効性評価及び改善）

バックエンド技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、廃棄物処理場（本体施設、 1.目的 ～ 4.品質マネジメントシステム（記載省略）

特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有 5.経営者等の責任効に機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
２

明（変更なし）【共通編

第 17 条の８

説

バックエンド技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

左記のとおり許可に記載があり、保安規定

5.1 経営者の関与 ～ 5.4 計画（記載省略）の記載と齟齬

5.5 責任、権限及びコミュニケーションはない。

5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）（有効性評価5.5.3 管理者

及び改善の明(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。

第 18 条 ～ 第 26 条 （変更なし）

3

確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）【共通編【品質管理計画】

第 27 条 放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１課長 1.目的 ～ 6.資源の運用管理（記載省略）
及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管理施設について修理及び改造を 7.業務の計画及び実施
うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作成し、それぞれ、バックエンド

7.1 業務の計画(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。これを変更しようとする
ときも、同様とする。

(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

(1) 修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称(2) 修理及び改造の内容(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

(3) 予定期間
２a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、それぞれ、バックエンド技

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

術部長の同意を得なければならない。
３b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

バックエンド技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及びc) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

改造計画について、それぞれ所長の承認を受けなければならない。
４

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

５

バックエンド技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修性d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準

理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
６e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長及び高減容処理技術課長は本体施設についめに必要な記録て、工務第１課長は特定施設について、及び放射線管理第２課長は放射線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合で、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。
第 27 条の２（変更なし）（保守結果の通知等）
第 28 条 原子力施設検査室長は、第 26 条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２

放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 26 条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれバックエンド技術部
長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。

３ 放射性廃棄物管理第１課長、放射性廃棄物管理第２課長、高減容処理技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 27 条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれバックエンド技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４

工務技術部長及び放射線管理部長は、第２項又は前項の報告を受けたときは、それぞれバックエンド
技術部長に通知しなければならない。

５

バックエンド技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、これを取りまとめて、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

4

明

本文】

（修理及び改造計画）

行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴説

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（報告及び通知対象の適正化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）
第 28 条の２

許可（対応箇所抜粋）

説明（変更なし）

第４章 ～ 第７章

（変更なし）

別表第１ ～ 別表第１の３（変更なし）【本文】

別表第１の４

廃棄物処理場特定施設の設備等の名称
施
設
名
設 備

等

の

名

受 変 電 設 備

第１廃棄物処理棟

称９－１

気体廃棄施設（１）

気体廃棄施設の位置

気体廃棄施設

放射性廃棄物処理場の位置は、「４．使用の場所」に記載のとおり。

許可に記載がの位置

放射性廃棄物処理場の地理的状況は、「７－１

なく、保安規定の記載と齟齬

放射性廃棄物処理場の気体廃棄施設の位置及び設備を下表に示す。

受 変 電 設 備

施設
第１廃棄物処理棟

受 変 電 設 備

第３廃棄物処理棟

ホット機械室（削る）
第２廃棄物処理棟

固体廃棄物一時保管棟
液体処理場

設備

参考図

受 変 電 設 備
ホット機械室受 変 電 設 備
液体処理建家気体廃棄設備ディーゼル発受入検査施設

気体廃棄設備電機室

廃液貯槽・Ⅱ－１（No.5）建家

気体廃棄設備

第３廃棄物処理棟

排風機

第 3-2 図排気フィルタ
排気筒
排風機
排気フィルタ

第 7-1 図～第 7-3 図ディーゼル発電機
排気筒
第 8-1 図～受 変 電 設 備

ホット機械室解体分別保管棟
ホット機械室
減容処理棟

排風機

第 8-3 図排気フィルタ
排気筒

第 9-1 図排風機

第 9-4 図排気フィルタ

第 9-5 図排気筒
第 9-1 図ホット機械室

5

排風機
排気フィルタ設の気体廃棄設備の撤去に排気筒
第 3-1 図気体廃棄設備圧縮処理施設はない。
（圧縮処理施気体廃棄設備
空気圧縮設備第２保管廃棄施設

使用施設の位置」に記載のとおり。

気体廃棄設備

第２廃棄物処理棟

左記のとおり第 10-3 図伴う削除）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

気体廃棄施設の位置

施設

設備

液体処理場＊＊液体処理場には、下記に示す施設を設置し、その周囲をフェンス等で区画する。

参考図

第 8-1 図排気口
液体処理建家排風機
排気フィルタ
第 11-1 図
排気口

機械室

排風機
排気フィルタ

廃液貯槽・Ⅱ―１（No.5）
建家

排気口
排風機

第 11-1 図

排気フィルタ
排気口

受入検査施設

排風機
排気フィルタ

別表第２ ～ 別表第 19
別図（その１）（変更なし）（変更なし）

6

第 11-1 図明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理許可に記載がなく、保安規定の記載と齟齬
はない。

N別図（その２）（低レベル廃居室

6）の撤去に伴
う削除）

平面図
常時閉

シャッター

固 化装置

液体処理建家
保
管
庫

凝集沈殿
処理装置

廃液格納庫

低レベル蒸
発処理装置

液体処理建家（1 階）

シャッター（No.7,8）

低レベル廃液貯槽

機械室

汚染検査室

常時閉

常時閉

液体処理場

液貯槽（No.1～
常時閉

受入検査施設中 レ ベ ル
蒸発処理装置

シャッター

DN

DN

第 1 種管理区域
第 1 種管理区域低レベル区域
発生廃棄物保管場所

廃液貯槽
・Ⅱ－1
（No.5）

DN

管理区域出入口

廃液貯槽
・Ⅱ－1（No.4）（変更なし）別図（その３） ～ 別図（その 28）

7

図面】
【本文

明
説
許可（対応箇所抜粋）
変更後（下線部は変更箇所）

左記のとおり分析室

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第５編

ホットラボの管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表（第 5 編
変更後（下線部は変更箇所）
第５編
目

許可

〜

第 10 条の２

第２章（変更なし）
保守管理～

第 10 条の３（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）
第 10 条の４

【共通編

本文】

未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ所【品質管理計画】

掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた施設管理実施計画を策定し

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

左記のとおり許可に記載があなければならない。

7.業務の計画及び実施

り、保安規定の記載と齟齬はな

イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニホ

ついて業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a)

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等に使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関
すること。

ヘ

7.1 業務の計画

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。
）に関すること。

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関す

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）b)

業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項c)

業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供

ること。

の必要性
d)

（削る）

業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準

e)

業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録

前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、第３条の定めにより作成する年間使用計画
において特別な状態である期間とその内容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に基づき特別な施設管理実施計画を定めることができる。
未照射燃料管理課長は、第１及び前項の施設管理実施計画をとりまとめ、臨界ホット
試験技術部長の承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

４

工務第２課長及び放射線管理第１課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技
術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。

５

考

ホットラボの管理

第３章

３

備

次（変更なし）第１章

２

ホットラボの管理）

臨界ホット試験技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者
Ⅴ‐1

い。

（記載の重複しているため削除）原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表（第 5 編
変更後（下線部は変更箇所）

ホットラボの管理）

許可

備

考

の同意を得なければならない。
６

未照射燃料管理課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第２課長及び放射線管理第１課長に通知しなければならない。

（保全活動の実施）
第 10 条の５

未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施
しなければならない。
第 10 条の６（変更なし）（施設管理の有効性評価及び改善）第10条の７【共通編

本文】

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、ホットラボ

左記のとおり許可に記載があ【品質管理計画】

り、保安規定の記載と齟齬はな（本体施設、特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）い。

効性を評価し、施設管理が有効に機能していることを確認するとともに、所長に報告し5.経営者等の責任（施設管理の有効性評価の明なければならない。
２

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）
5.5 責任、権限及びコミュニケーション
5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）
5.5.3 管理者
(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識
を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダー
シップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組
みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に
伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。
Ⅴ‐2

確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表（第 5 編
変更後（下線部は変更箇所）

ホットラボの管理）

許可

備

考

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安
全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。
）を実施する。
第 11 条～

第 12 条（変更なし）【品質管理計画】（修理及び改造計画）
第 13 条 未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、修理及び改造を行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作成し、それぞれ臨界ホット

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

り、保安規定の記載と齟齬はな

7.業務の計画及び実施

い。

7.1 業務の計画

２

イ

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称

ロ

修理及び改造の内容

ハ

予定期間

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、臨界ホット

ついて業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(5) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。）を確保する。
(6) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
f)

業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）

試験技術部長の同意を得なければならない。
３

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び改造計画について、所長の承認を受けなければならない。

４
５

g)

業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項h) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要性

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければな
らない。

i)

業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。

（報告及び通知対象の明確化）(4) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等に

試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

左記のとおり許可に記載があj)

業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録

６

未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。

第 13 条の２（変更なし）（保守結果の通知等）【共通編

第 14 条 原子力施設検査室長は第 12 条第 5 項及び前条第 5 項の確認を受けたときは、未照【品質管理計画】ない。

未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、第 12 条第５項に係る7.業務の計画及び実施（報告及び通知対象の明確

前項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射7.1 業務の計画

線管理部長に報告しなければならない。

(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

３

り、保安規定の記載と齟齬は

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長に通知しなければならない。
２

左記のとおり許可に記載があ

本文】

未照射燃料管理課長、工務第２課長及び放射線管理第１課長は、第 13 条の修理及び改(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロ
Ⅴ‐3化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表（第 5 編
変更後（下線部は変更箇所）

許可

造計画に基づく作業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞ

セスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。）を確保する。

れ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、臨界ホット試験技a)

臨界ホット試験技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）

術部長に通知しなければならない。
５

ホットラボの管理）b)

業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項c)

業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供
の必要性

d)

業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準

e)

業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録

第 14 条の２（変更なし）
第４章
別表第１

～

第７章（変更なし）～

別図（その１）

別表第 14（変更なし）～別図（その３）（変更なし）

Ⅴ‐4

備考国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第6編

JRR-3 の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 6 編 JRR-3 の管理変更後（下線部は変更箇所）
第6編

許可（対応箇所抜粋）

説明JRR-3 の管理

目次 （変更なし）
第１章

通

第３章

保守管理

第 12 条の２

則～

～

第２章

使用の管理

第 12 条の３（変更なし）（変更なし）【共通編

本文】【品質管理計画】（施設管理実施計画等の策定）
第 12 条の４ ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第 1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）
１課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた「施設管理実施計画」 7.業務の計画及び実施を策定しなければならない。
イ 施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

7.1 業務の計画(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

ロ 使用施設等の設計及び工事に関すること。
ハ 使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。
）に関すること。

(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（記載の重複による削除）

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

ニ 使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。
）に関すること。

左記のとおり(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

ホ 使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのヘ 使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

ト ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

チ 使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

２ 前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な性状態にある場合においては、第４条の定めにより作成する「年間使用計画」において特別な状態であるd) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び期間とその内容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定ににこれらの合否判定基準

基づき「特別な施設管理実施計画」を定めることができる。

e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

３ ＪＲＲ－３管理課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、研究炉加速器技術部長のめに必要な記録承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

第 12 条の４第１項ロ及びニと重複しているた
め、旧第 2 項削除に伴う項番号の繰り上げ

４ 工務第１課長及び放射線管理第１課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。
５ 研究炉加速器技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。
６ ＪＲＲ－３管理課長は、第３項の承認を受けたときは、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第１課長に通知しなければならない。
（保全活動の実施）
第 12 条の５ ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第第 12 条の４旧

１課長は、所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施し第２項削除に伴なければならない。

う変更

第 12 条の６（変更なし）

2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 6 編 JRR-3 の管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理の有効性評価及び改善）第12条の７

許可（対応箇所抜粋）【共通編【品質管理計画】

施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効に 1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）
機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
２

研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

明

左記のとおり本文】

研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、ＪＲＲ－３（本体施設、特定説

5.経営者等の責任許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）はない。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション（有効性評価5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）

及び改善の明5.5.3 管理者

確化）(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。

第 13 条 （変更なし）

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

許可（対応箇所抜粋）【品質管理計画】（修理及び改造計画）

説

明

左記のとおり1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

許可に記載がは、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、修理及び改造を行おうとするときにお7.業務の計画及び実施あり、保安規定

いて、その修理及び改造が法第55条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴う場合は、次の各号に掲

7.1 業務の計画の記載と齟齬

第14条 ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第1課長

げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作成し、それぞれ研究炉加速器技術部長、工務技術部長及(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

び放射線管理部長の確認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
(1) 修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

(2) 修理及び改造の内容(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するも(3) 予定期間のについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

２ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、それぞれ研究炉加速器技術a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への部長の同意を得なければならない。

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

３ 研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及びb) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

改造計画について、所長の承認を受けなければならない。

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

４ 所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

性５ 研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。

にこれらの合否判定基準

６ ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長及び研究炉技術課長は本体施設について、工務第１課長は特e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

定施設について、及び放射線管理第１課長は放射線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場

めに必要な記録

合で、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。
第 14 条の２（変更なし）（保守結果の報告等）
第15条 原子力施設検査室長は、第13条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、その結果をＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第１課長に通知しなければならない。
２ ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第１課長は、第13条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。
３ ＪＲＲ－３管理課長、利用施設管理課長、研究炉技術課長、工務第１課長及び放射線管理第１課長は、第14条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それ
ぞれ研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長に通知しなければならない。
５ 研究炉加速器技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。
第４章

核燃料物質の管理～

第７章

放射線管理（変更なし）

4はない。
（報告及び通知対象の明確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 6 編 JRR-3 の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１～

別表第 18（変更なし）

別図第１

～

別図第２

（変更なし）

許可（対応箇所抜粋）

5

説

明

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第７編

燃料試験施設の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）【本文】
２．使用の目的及び方法
目的番号
使用の目的
１
燃料試験施設（以下「本施設」という。
）では、原子炉で照射した核燃料物質の照（要員の配置）
射後試験並びに未照射核燃料物質、照射済核燃料物質及び本施設で使用する各種設
第１条 ～ 第４条（変更なし）
備に関する安全取扱技術の開発を行う。また、東京電力ホールディングス(株)福島
第一原子力発電所から受入れた試料（土壌、瓦礫及び植物）、原子炉建屋内及びター（使用施設の使用上の制限）
ビン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料及び瓦礫）及び汚染水の処理設備
第５条 実用燃料試験課長は、別表第１に掲げる使用場所ごとに核燃料物質の最大取扱量を超えて使用しの試料（構造物、吸着材、汚染水処理に伴う二次廃棄物）（以下「１Ｆ汚染物」といてはならない。なお、コンクリートセルにおいては、使用の取扱量と貯蔵の収納量の合計が、別表第１う。
）並びに同発電所内で採取した溶融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化に掲げる最大取扱量を超えて使用してはならない。
した物、切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。
）の試験
２ 実用燃料試験課長は、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所から受入れた試料（土壌、を行う。
瓦礫及び植物）、原子炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料及び瓦礫）及
び汚染水の処理設備の試料（構造物、吸着材、汚染水処理に伴う二次廃棄物）（以下「１Ｆ汚染物」とい
使用の方法う。）並びに同発電所内で採取した溶融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、切り株状取扱設備・機器：（記載省略）
燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。）を使用する場合は、各使用場所内の１Ｆ汚取扱核燃料物質：
染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、別表第１に掲げる最大
天然ウラン（化学形：U､UO2）
取扱量を超えて使用してはならない。
（物理的形態：固体）
３ 実用燃料試験課長は、別表第１に掲げる使用場所ごとに核燃料物質の最大取扱量を表示しなければな
劣化ウラン（化学形：U､UO 2）
らない。
（物理的形態：固体）
４ 実用燃料試験課長は、コンクリートセルにおいて核燃料物質を使用するときは、核燃料物質の使用中
濃縮ウラン（化学形：U､UO 2）の識別表示を行い、貯蔵中の核燃料物質との区別を明確にする。
（物理的形態：固体）
５ 実用燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、当該核燃料物質
プルトニウム（化学形：Pu､PuO 2､PuN､PuC）の使用の許可を受けた場所で行わなければならない。この場合、内容物が明確に把握できていない核燃（物理的形態：固体）
料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、セル等で行わなければならない。
トリウム（化学形：Th､ThO2）

説明

第７編 燃料試験施設の管理
目次（変更なし）

第６条（物理的形態：固体）
使用済燃料注１）（化学形：U､Pu､UO 2､PuO 2､PuN､PuC）（１Ｆ燃料デブリを含む。）（物理的形態：固体）
注１）使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの化学形及び物理的形態については、
別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（燃料試験施設）参照。
取扱数量：プール、セル、鉛セル、ホット実験室及びセル操作室毎の取扱数量を表２－１に示す。なお、各使用場所内の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃
料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）の放射能量の合計は、最大取扱量を超えないように管理する。

～ 第 10 条の３（変更なし）

1

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
取扱方法：
βγコンクリートセル及びβγ鉛セルではプルトニウム富化量が照射前において 12.6Ｗ/Ｏ未満の燃料を、αγコンクリートセル及びαγ鉛セルではプルトニウ
ム富化量の多い（照射前において 3Ｗ/Ｏ以上）燃料及びトリウム等を含むプルトニ
ウム燃料化合物を取扱う。
また、未照射劣化ウランにあっては、βγ鉛№1 セルで 50 ㎏、βγ鉛№2 セル
で 100 ㎏、βγ鉛№3 セルで 150 ㎏、αγ鉛№1 セルで 100 ㎏、αγ鉛№2 セルで50 ㎏、合計 450 ㎏を各鉛セル付属設備のボールソケットマニプレータのボールソケットとして使用する。なお、各セルでの作業フローシートを図２－１に示す。
１Ｆ汚染物にあっては、各種試験を実施する。１Ｆ汚染物を使用、受入れ、貯蔵する際には、１Ｆ汚染物の放射能量と使用又は貯蔵されている使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、使用の場所の最大取扱量又は貯蔵施設における最大収納量以下であることを事前に確認した上で実施する。また、１
Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料の放射能量の合計が、「５．予定使用期間及び年間予定使用量」に示す最大存在量及び延べ取扱量を超えないように管理する。
使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの取扱いの詳細については、別添１ １Ｆ
燃料デブリに係る使用の方法（燃料試験施設）参照。
プール～取扱注意事項（記載省略）

2説明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）（施設管理実施計画等の策定）【共通編 本文】
第 10 条の４ 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機【品質管理計画】器について、次の各号に掲げる事項を定めた施設管理実施計画を策定しなければならない。
1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）
イ 施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。
7.業務の計画及び実施
ロ 使用施設等の設計及び工事に関すること。
7.1 業務の計画
ハ 使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。
(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について
ニ 使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別
業務に必要なプロセスの計画を策定する。
を含む。
）に関すること。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスのホ 使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。
要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
ヘ 使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するもト ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。
のについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
チ 使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。
(4) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影
２ 前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な響の程度及び必要な処置を含む。
）
a) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項状態にある場合においては、第３条の定めにより作成する年間使用計画において特別な状態である期間b) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要とその内容を示したうえで、その特別な措置として、核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に性基づき、特別な施設管理実施計画を定めることができる。
c) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び３ 実用燃料試験課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、臨界ホット試験技術部長のにこれらの合否判定基準
承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
d) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた
４ 工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射めに必要な記録
線管理部長の確認を受けなければならない。
５ 臨界ホット試験技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なけ
ればならない。
６ 実用燃料試験課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。

説

明

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（記載の重複による削除）（保全活動の実施）
第 10 条の５ 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
第 10 条の６（変更なし）

【共通編

本文】

【品質管理計画】
1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）（施設管理の有効性評価及び改善）
第 10 条の７ 臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、燃料試験施設（本体施設、 5.経営者等の責任
5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）
特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有5.5 責任、権限及びコミュニケーション
効に機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）
２ 臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認めた場
5.5.3 管理者
合には改善を行わなければならない。
(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任第 11 条 ～ 第 12 条（変更なし）
者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a) 業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。
b) 業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。
c) 成果を含む業務の実施状況について評価する。
d) 健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。
e) 関係法令を遵守する。
(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a) 品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定
3

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（有効性評価及び改善の明確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

する。
b) 要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。
c) 原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。
d) 要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。
e) 要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。
管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉える
ため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。
）を実施する。
【共通編

本文】【品質管理計画】（修理及び改造計画）
1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）
第 13 条 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及 7.業務の計画及び実施
び放射線管理施設について、修理及び改造を行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55
7.1 業務の計画
条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について改造計画を作成し、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受け業務に必要なプロセスの計画を策定する。
なければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスのイ 修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称
要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
ロ 修理及び改造の内容(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するも
ハ 予定期間のについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
２ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、臨界ホット試験技術部長のa) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への同意を得なければならない。
影響の程度及び必要な処置を含む。
）
３ 臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項
び改造計画について、所長の承認を受けなければならない。
c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要
４ 所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。
性
５ 臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準
修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた
６ 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射めに必要な記録
線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２
第１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。
第 13 条の２（変更なし）

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（報告及び通知対象の明確化）
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（報告及び通知対象の明確化）（保守結果の通知等）
第 14 条 原子力施設検査室長は、第 12 条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、その結果を実用
燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２ 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 12 条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。
３ 実用燃料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 13 条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長に通知しなければならない。
4原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
５ 臨界ホット試験技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

許可（対応箇所抜粋）

第 14 条の２（変更なし）

5

説

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

未照射核燃料物質【本文】（使用等の制限）第 15 条 実用燃料試験課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物の受入れ、払出し及び廃棄をしようとすると ５．予定使用期間及び年間予定使用量
きは、次の各号に掲げるところにより、法第 52 条の規定により許可を受けた年間予定使用量（以下「年予定使用
間予定使用量」という。
）を超えないようにして行わなければならない。
核燃料物質の種類
期間(1) いかなる時点においても、受け入れようとする核燃料物質の量と在庫量との和が年間予定使用量（最大存在量）を超えないこと。また、受け入れようとする１Ｆ汚染物の放射能量と１Ｆ汚染物の在劣化ウラン
庫量（放射能量）と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）の在庫量（放射能量）との和が年間予定使
天然ウラン
用量（最大存在量）を超えないこと。
濃縮ウラン(2) １年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする核燃料物質の量が年間予定使用量（延べ取扱量）
を超えないこと。また、１年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする１Ｆ汚染物の放射能量と使5%未満
用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が年間予定使用量（延べ取扱量）を超えないこと。
5%以上 20%未満
２ 前項の年間予定使用量は、別表第８に掲げるとおりとする。

濃縮ウラン
5%未満

451

㎏

451

㎏

1

㎏

1

㎏

2 ㎏
(235Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

2 ㎏(235Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

20 ㎏

20 ㎏

劣化ウラン
天然ウラン

共通編に
記載

2,700

㎏

2,700

㎏

1,000

㎏

1,000

㎏

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

3.55 EBq※

3.55 EBq※

235

5%以上 20%未満

注１）使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの予定使用量については、別添１
る使用の方法（燃料試験施設）参照。

6

235

注１）

使用済燃料
（１Ｆ燃料デブリを含む。
）

明年間予定使用量注１）
最大存在量
延べ取扱量

トリウム

第 15 条の３
照 射 済 核 燃 料 物 質

第 15 条の２ ～（変更なし）

説※E（exa）:1018
１Ｆ燃料デブリに係

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

【本文】
（貯蔵）
第 16 条 実用燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、別表第９－１及び別表第９－２に掲げる ８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
貯蔵施設の位置、構造及び設備を以下に示す。なお、安全上重要な施設は存在しない。
貯蔵施設で行い、かつ、同表に掲げる種類の核燃料物質以外の核燃料物質を貯蔵し、又は同表に掲げる
8-1. 貯蔵施設の位置
最大収納量を超えて貯蔵してはならない。なお、コンクリートセルにおいては、使用の取扱量と貯蔵の燃料試験施設の地理的状況は「7-1．使用施設の位置」記載のとおり。
収納量の合計が、最大取扱量を超えて貯蔵してはならない。
貯蔵施設は図４－３に示すセル、プール水中及びサービスエリアである。
２ 実用燃料試験課長は、１Ｆ汚染物を貯蔵するときは、別表第９－１に掲げる貯蔵施設で行うこと。ま
貯蔵施設の位置
また、燃料試験棟 1 階の貯蔵の場所を図４－３－１に、燃料試験棟地階の貯た、設備内の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が同表に蔵の場所を図４－５－１に示す。
掲げる最大収納量を超えて貯蔵してはならない。
３ 実用燃料試験課長は、別表第９－１及び別表第９－２に掲げる設備ごとに最大収納量を表示しなければならない。
8-2. 貯蔵施設の構造
４ 実用燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、当該核燃料物質の性状、使用履歴、貯蔵時の措 （記載省略）
置等を記録しなければならない。
５ 実用燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、金属容器に収納した上で貯蔵しなければならな
8-3. 貯蔵施設の設備い。ただし、金属製の被覆管等で密封された燃料棒及び燃料集合体については、金属容器に収納されて貯蔵設備の名称 個数 最大収納量
内容物の物理・化学的性状
仕様
いるとみなす。
概略寸法：「7-3．使用施
セル貯蔵設備１
表 ２ － １ に 物理的性状：固体
６ 実用燃料試験課長は、核燃料物質を貯蔵した容器について、定期的に点検しなければならない。
設の設備」記載のとお(βγコンクリー示す。（使用 化学的性状：金属ウラン
７ 実用燃料試験課長は、セル内で核燃料物質を貯蔵するときは、核燃料物質の貯蔵中の識別表示を行い、 ト№１セル)
金属ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑり。
の取扱量と使用中の核燃料物質との区別を明確にした上で、別図（その１）及び別図（その３）に示す貯蔵エリア セル貯蔵設備
酸化ウラン
臨界管理：表８－２に核
貯
蔵
の
収
納
１
に貯蔵しなければならない。
酸化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
的制限値を示す。
量の合計が、(βγコンクリー
８ 実用燃料試験課長は、セル貯蔵設備で貯蔵中の核燃料物質について、定期的に巡視しなければならな ト№2 セル)
窒化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
貯蔵の方法：核燃料物質
表２－１にい。
炭化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
は、金属容器に収納した
示す最大取
１
セル貯蔵設備金属トリウム 上で貯蔵する。ただし、扱量を超え(βγコンクリー
第 17 条 ～ 第 24 条（変更なし）
酸化トリウム 金属製の被覆管等で密ないこと。
）
ト№3 セル)
１Ｆ燃料デブ 封された燃料棒及び燃セル貯蔵設備１
リ注１）
料集合体については、金(βγコンクリー属容器に収納されていト№4 セル)
るものとする。
１
セル貯蔵設備
貯蔵する核燃料物質は、(βγコンクリー使用中の核燃料物質とト№5 セル)の区別を明確にした上セル貯蔵設備１で、コンクリートセル内(βγコンクリーの保安規定で定めるエト№6 セル)
リアに配置する。
セル貯蔵設備１(αγコンクリート№１セル)
１
セル貯蔵設備(αγコンクリート№2 セル)
セル内貯蔵孔 (βγコンクリート№４セル)～セル内貯蔵孔 (βγコンクリート№６セル)（記載省略）

7

説明

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
燃 料 貯 蔵 ラ ッ ク １台
(プール)

3.55（EBq） 物理的性状：固体
化学的性状：金属ウラン
以下
金属ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ(最大貯蔵数酸化ウラン
は、集合体※
酸化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑで 24 集合体)
窒化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ※再組立後
炭化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑのむつ燃料
１Ｆ燃料デブ
集合体は１
リ注１）
集合体とし
て取り扱う。

説
概略寸法：
横 4.44 m×縦 2.2 m×
高さ 4.7m
燃料貯蔵ラックの詳細を図８－２に示す。
臨界管理：
貯蔵時の集合体表面間
距離 30 ㎝以上
貯蔵方式：縦 型
表８－２に核的制限値を示す。

未照射核燃料物質保管庫～消火設備（記載省略）
注１）使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの物理的・化学的性状については、別添１
ブリに係る使用の方法（燃料試験施設）参照。

8

１Ｆ燃料デ

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１～（変更なし）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

別表第４
（許可申請書本文に記載なし。
）

別表第５

作業開始前及び終了後の点検

区分

本

体

施

設

備

名

点

検

項

目

プール

(1) 機器等が正常に維持されていること。
(2) プール水位が正常に維持されていること。
(3) プール水精製循環設備のバルブ開閉状況が正常であること。

βγコンクリートセル及びβγ鉛セル(1) 機器等が正常に維持されていること。
(2) 負圧が正常に維持されていること。
(3) 遮蔽扉、ハッチ等の開閉が閉鎖状態にあること。

αγコンクリートセル及びαγ鉛セル(1) 機器等が正常に維持されていること。
(2) 負圧が正常に維持されていること。
(3) 遮蔽扉、ハッチ等の開閉が閉鎖状態にあること。

メンテナンスボックス等(1) 機器等が正常に維持されていること。
(2) 負圧が正常に維持されていること。
(3) ハッチ等の開口が閉鎖状態にあること。
(4) グローブ、ブーツ及びビニールバックに損傷がないこと。
(5) 外部表面に汚染がないこと。

αγ液体廃棄設備

警報水位以下で配管バルブ等が正常であること。

試験装置

プール及びセル等の試験装置類が正常に維持されていること。

インセルモニタ

指示値が正常であること。

臨界警報装置

指示値が正常であること。

受変電設備

表示灯、電圧、電流等が正常であること。

非常用電源設備

始動用圧縮空気及び操作機器等が正常であること。

空気圧縮設備

警報圧力以上で操作機器等が正常であること。

気体廃棄設備

電源電圧、操作機器等が正常であること。

液体廃棄設備

警報水位以下で配管バルブ等が正常であること。

左記変更は記載の適正化のみであるため許可と齟齬は
ない。

設

特
定
施
設

別表第６ ～（変更なし）

別表第７9

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第８

許可（対応箇所抜粋）

年間予定使用量
最大存在量
延べ取扱量
451

㎏

451

㎏

天然ウラン

1

㎏

1

㎏

2 ㎏
( Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

2 ㎏( Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

20 ㎏

20 ㎏

235

5%以上 20%未満
トリウム

235

2,700

㎏

2,700

㎏

天然ウラン

1,000

㎏

1,000

㎏

6,000 ㎏
235
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏(235Ｕ量 1 ㎏)

6,000 ㎏
235
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏(235Ｕ量 1 ㎏)

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

使用済燃料（うち１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量）

3.55 EBq（
Bq）

3.55 EBq（
Bq）

5%以上 20%未満

別表第 9－1 ～（変更なし）

別表第 9－2

予定使用
期間年間予定使用量注１）
最大存在量
延べ取扱量

劣化ウラン

451

㎏

451

㎏

天然ウラン

1

㎏

1

㎏

濃縮ウラン
5%未満
5%以上 20%未満

2 ㎏(235Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

2 ㎏(235Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

20 ㎏

20 ㎏

トリウム
照 射 済 核 燃 料 物 質

照 射 済 核 燃 料 物 質

劣化ウラン

濃縮ウラン
5%未満

核燃料物質の種類
未照射核燃料物質

未照射核燃料物質

劣化ウラン

濃縮ウラン
5%未満

明

【本文】
５．予定使用期間及び年間予定使用量

核燃料物質の年間予定使用量

核燃料物質の種類

説

劣化ウラン
天然ウラン
濃縮ウラン
5%未満

共通編に
記載

2,700

㎏

2,700

㎏

1,000

㎏

1,000

㎏

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

3.55 EBq※

3.55 EBq※

235

5%以上 20%未満

235

注１）

使用済燃料
（１Ｆ燃料デブリを含む。
）

左記のとおり許可に記載が※E（exa）:1018
あり、保安規定
注１）使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係 の 記 載 と 齟 齬
る使用の方法（燃料試験施設）参照。
はない。
（１Ｆ燃料デ【別添１】
ブリに係る記３．年間予定使用量載の追加）年間予定使用量注１）
核燃料物質
最大存在量
延べ取扱量
使用済燃料（１Ｆ燃料デブリ）
Bq 注２）
Bq 注２）
注１）１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、既許可の年間予定使用量（本文「５．予定使用期間及び年間予定使用量」に記載する照射済核燃料物質のうち使用済燃料の数量）の範囲
で行い、これを超える核燃料物質の受入れは行わない。核燃料物質の貯蔵も既許可の貯蔵施設で行う。
注２）東京電力ホールディングス（株）より提供された、事故発生時に１Ｆ各号機に装荷されていた燃料組成情報を基に、ORIGEN2.2 により計算した値であり、A 型輸送のデブリ重量（１個当たり約 5g）において、18 回分(約 90g)に相当する。

10

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
別表第10 使用施設の核的制限値
場
所
形
態

表７－１
核的制限値

・移動体数：１集合体毎又は１ユニット毎（燃料貯蔵ラックの最大貯蔵数の内の１集合体又は１ユニット）
燃料棒
・UO2燃料棒は単一系における制限値で取扱う。
プール
試料（１Ｆ燃料 235U質量0.6kg以下（濃縮度５W/O以下）以下又は円筒直径20.5cm(燃料貯蔵ラックは デブリ）
以下除く)
キ ャ プ セ ル 燃 ・移動体数：１キャプセル毎（燃料貯蔵ラックの最大貯蔵数の内の料
１キャプセル）
燃料集合体、燃料棒、試料及びキャプセルの同時取扱いはしない。
・燃料集合体の取扱い制限値は１体
燃料集合体
・UO2濃縮度は５W/O以下・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下
燃料集合体・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下
試料（１Ｆ燃料・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下
デブリ）

場

使用施設の核的制限値
所

プール(燃料貯蔵ラックは除く)

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル
の各セル

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
燃料集合体、燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
燃料集合体を貯蔵中のセルにおいては、燃料集合体は使用しない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
・取扱い制限値
燃料棒
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下：239Pu 質量 0.45kg 以下
MOX 燃料（富化度 12.6W/O 以下）
試 料（１Ｆ
燃料デブリを ・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下含む。）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。

燃料
集合体
燃料棒

核的制限値
・移動体数：１集合体毎又は１ユニット毎（燃料貯蔵ラックの最大貯蔵数の内の１集合体又は１ユニット）
・UO2燃料棒は単一系における制限値で取扱う
235U質量0.6kg以下（濃縮度５W/O以下）又は円筒直径

20.5cm以下
試料（１Ｆ燃料デブリ）
キャプ
・移動体数：１キャプセル毎（燃料貯蔵ラックの最大貯蔵
セル数の内の１キャプセル）燃料
燃料集合体、燃料棒、試料及びキャプセルの同時取扱いはしない
βγコンクリート

燃料棒

βγコンクリート
№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

形態

№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

燃料
集合体

・燃料集合体の取扱い制限値は１体・UO2濃縮度は５W/O以下・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下

燃料棒・取扱い制限値

試料（１Ｆ燃
料デブリ）
キャプ
セル
燃料

UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以
下・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量
0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う燃料集合体、燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
燃料集合体を貯蔵中のセルにおいては、燃料集合体は使用しない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する
表７－１
場

使用施設の核的制限値（つづき）
所
形態

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル

11

燃料棒

核的制限値

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下：239Pu質量0.45kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）
試料（１Ｆ燃W
料デブリを含 ・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44 /O以下
む。
）

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）の各セル

別表第10 使用施設の核的制限値（つづき）
場

所

βγ鉛
№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

形

態

試 料（１Ｆ
燃料デブリを
含む。）

キャプ
セル
燃料

核 的 制 限 値・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
キャプセル燃・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
料（235U質量0.35kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
試料とキャプセル燃料との混在はしない。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
燃料棒
試 料（１Ｆ
燃料デブリを含む。）

許可（対応箇所抜粋）

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下

燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
試 料（１Ｆ
燃料デブリを
含む。）
αγ鉛
№１セル
№２セル
の各セル

№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

試料とキャプセル燃料との混在はしない
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する

表７－１

使用施設の核的制限値（つづき）

場
所
αγコンクリート
№１セル
№２セル
の各セル

形態
燃料棒

核的制限値

№１セル
12

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記
載の追加）

キャプ
セル
燃料

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下
料デブリを含む。
）

燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する
αγ鉛

明

試料（１Ｆ燃 ・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
料デブリを含む。
）
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下

βγ鉛

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量
0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値

αγコンクリート（235U質量0.6kg以下）№１セル
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値№２セル
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）の各セル
料
・プルトニウム系燃料の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。

説

試料（１Ｆ燃 ・取扱い制限値
料デブリを含UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）む。
）：239Pu質量0.45kg以下

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
試料とキャプセル燃料との混在はしない。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。

許可（対応箇所抜粋）
№２セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

試料とキャプセル燃料との混在はしない
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する

13

説

明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第 11 貯蔵施設の核的制限値
場
所
形
態

核的制限値

燃料棒

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃料
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下
デブリ）

βγコンクリート№１セル

βγコンクリート
№２セル
№３セル
の各セル

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
・燃料集合体の取扱い制限値は１体
燃料集合体
・UO2濃縮度は５W/O以下・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下
燃料棒・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃料
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下
デブリ）・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
燃料集合体、燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
燃料集合体を使用中のセルにおいては、燃料集合体は貯蔵しない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。
・取扱い制限値
燃料棒
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試 料（１Ｆ
MOX 燃料（富化度 12.6W/O 以下）：239Pu 質量 0.45kg 以下
燃料デブリを ・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下含む。
）

許可（対応箇所抜粋）【本文】
表８－２ 貯蔵施設の核的制限値
場
所
形態
βγコンクリート
燃料棒
№１セル

説

明

核的制限値

・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃：239Pu質量0.45kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）
料デブリ）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235Uキャプ
セル
質量0.6kg以下）
燃料・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量
0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する
βγコンクリート
№２セル
№３セル
の各セル

燃料
集合体

・燃料集合体の取扱い制限値は１体・UO2濃縮度は５W/O以下・むつ使用済燃料のUO2濃縮度は4.44W/O以下

燃料棒・取扱い制限値
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃MOX燃料（富化度12.6W/O以下）：239Pu質量0.45kg以下
料デブリ）
キャプ
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
セル
質量0.6kg以下）
燃料・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量
0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

燃料集合体、燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
燃料集合体を使用中のセルにおいては、燃料集合体は貯蔵しない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する
表８－２ 貯蔵施設の核的制限値（つづき）
場
所
形態
核的制限値
βγコンクリート
燃料棒・取扱い制限値№４セル
UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
試料（１Ｆ燃：239Pu質量0.45kg以下№５セル
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）
料デブリを含
№６セル
む。
）
14

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
αγコンクリート
№１セル
№２セル
の各セル

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
キャプセル燃（235U質量0.35kg以下）
料
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う。
燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない。
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が本表の核的制限値を超えないこと。
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する。

別表第 11 貯蔵施設の核的制限値（つづき）
場
所
形
態
核的制限値
セル内貯蔵孔βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル
の各セル
（変更なし）
・最大貯蔵数：２４集合体
燃料集合体
・１挿入孔に１集合体を収納する。
燃料棒
・１挿入孔に１ユニットを収納する。
試料（１Ｆ
・UO2燃料（濃縮度５W/O以下）は単一系における制限値（235U質量
燃料デブリを
0.6kg以下又は円筒直径20.5cm以下）で取扱う。
含む。
）
燃料貯蔵ラック(プ・最大貯蔵数：２０キャプセルール)
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U質量0.6kg以下）
キャプセル燃・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値
料（235U質量0.35kg以下）
・１挿入孔に１ユニットを収納し、ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）及びウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の混在はしない。
未照射核燃料物質保管庫～未照射ウラン保管庫（変更なし）

許可（対応箇所抜粋）
αγコンクリート
№１セル
№２セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

説

明

・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の取扱い制限値（235U
質量0.6kg以下）
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の取扱い制限値（235U
質量0.35kg以下）
・プルトニウム系燃料（密封）の取扱い制限値（239Pu質量
0.22kg以下）
・１作業単位当たり、１キャプセルを取扱う

燃料棒及び試料とキャプセル燃料との混在はしない
同一セルにおいて使用及び貯蔵を行う場合には、使用及び貯蔵の合計が核的制限値を超えないこと
239Pu質量は、235U及び241Puも239Puとみなして、合計値で管理する
表８－２ 貯蔵施設の核的制限値（つづき）
場
所
形態
核的制限値
セル内貯蔵孔βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル
の各セル
（記載省略）
燃 料 貯 蔵 ラ ッ ク ( プ 燃料集・最大貯蔵数：２４集合体
ール)
合体
・１挿入孔に１集合体を収納する
燃料棒

・１挿入孔に１ユニットを収納する
・UO2燃料（濃縮度５W/O以下）は単一系における制限値（
235U質量0.6kg以下又は円筒直径20.5cm以下）で取扱う試料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）
キャプ・最大貯蔵数：２０キャプセル
セル
・ウラン系燃料（濃縮度10W/O未満）の貯蔵制限値（235U質
量0.6kg以下）
燃料・ウラン系燃料（濃縮度10W/O以上）の貯蔵制限値（235U質
量0.35kg以下）
・１挿入孔に１ユニットを収納し、ウラン系燃料(濃縮度
10W/O未満)及びウラン系燃料(濃縮度10W/O以上)の混在はしない
未照射核燃料物質保管庫～未照射ウラン保管庫（記載省略）

15

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第 12 ～許可（対応箇所抜粋）

説

別表第 15（変更なし）【本文】

８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
貯蔵施設の位置、構造及び設備を以下に示す。なお、安全上重要な施設は存在しない。
8-1. 貯蔵施設の位置（記載省略）
8-2.

貯蔵施設の構造（記載省略）
8-3. 貯蔵施設の設備
貯蔵設備の名称 個数 最大収納量
内容物の物理・化学的性状
セル貯蔵設備１
表 ２ － １ に 物理的性状：固体(βγコンクリー示す。（使用 化学的性状：金属ウラン
ト№１セル)の取扱量と金属ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
貯蔵の収納
酸化ウラン
セル貯蔵設備
１量の合計が、
酸化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ(βγコンクリー
表２－１に窒化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
ト№2 セル)
示す
最大取
炭化ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
１
セル貯蔵設備
扱量を超え金属トリウム(βγコンクリーないこと。
）
酸化トリウムト№3 セル)
１Ｆ燃料デブ
セル貯蔵設備１
リ注１）(βγコンクリート№4 セル)
１
セル貯蔵設備(βγコンクリート№5 セル)
セル貯蔵設備１(βγコンクリート№6 セル)
セル貯蔵設備１(αγコンクリート№１セル)
セル貯蔵設備１(αγコンクリート№2 セル)
セル内貯蔵孔 (βγコンクリート№４セル)～セル内貯蔵孔 (βγコンクリート№６セル)（記載省略）別図（その２）（変更なし）

明～

別図（その３）

16

仕
様
概略寸法：
「7-3．使用施設の設備」記載のとおり。
臨界管理：表８－２に核的制限値を示す。
貯蔵の方法：核燃料物質
は、金属容器に収納した上で貯蔵する。ただし、金属製の被覆管等で密封された燃料棒及び燃料集合体については、金属容器に収納されているものとする。
貯蔵する核燃料物質は、使用中の核燃料物質との区別を明確にした上で、コンクリートセル内の保安規定で定めるエリアに配置する。

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（核燃料物質のセル内貯蔵エリアの変更）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第8編

廃棄物安全試験施設の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
第１章

～

説

明

第２章（変更なし）

第３章
第 10 条の２

保守管理～

第 10 条の３（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）
第 10 条の４

【共通編

本文】

【品質管理計画】

ホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた施設管理実施計画を策定しなければならない。
イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。）に関すること。

２

許可（対応箇所抜粋）

ホ

使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

ヘ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）
7.業務の計画及び実施
7.1 業務の計画(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）

前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態

左記のとおり許にある場合においては、第３条の定めにより作成する年間使用計画において特別な状態である期間とその内b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項可に記載があ容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に基づき特別な施設

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

り、保安規定の性

管理実施計画を定めることができる。
３d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びホット材料試験課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、臨界ホット試験技術部長の承にこれらの合否判定基準

認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
４e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射線管めに必要な記録

理部長の確認を受けなければならない。
５

臨界ホット試験技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければ
ならない。

６

ホット材料試験課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
（保全活動の実施）

第 10 条の５

ホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
第 10 条の６（変更なし）

2

記載と齟齬はない。
（記載の重複による削除）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理の有効性評価及び改善）第10条の７

許可（対応箇所抜粋）
【共通編

本文】

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、廃棄物安全試験施設（本説

明

左記のとおり許【品質管理計画】

可に記載があ1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）

り、保安規定の価し、施設管理が有効に機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。

5.経営者等の責任記載と齟齬はな２

体施設、特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性をそれぞれ評
臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める
場合には改善を行わなければならない。

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）い。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション（有効性評価及5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）

び改善の明確5.5.3 管理者

化）(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。
第 11 条～第 12 条（変更なし）（修理及び改造計画）
第 13 条【共通編

本文】【品質管理計画】

ホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管理施設について、修理及び改造を行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

１項に定める使用前事業者検査を伴うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作

7.業務の計画及び実施

成し、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。

7.1 業務の計画

これを変更しようとするときも、同様とする。
イ(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称
3

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 8 編 廃棄物安全試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

２

ロ

修理及び改造の内容

ハ予定期間許可（対応箇所抜粋）(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

を得なければならない。

a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び改影響の程度及び必要な処置を含む。
）

造計画について、所長の承認を受けなければならない。
４

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

５臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修理

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要性

及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
６

明要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、臨界ホット試験技術部長の同意

３

説可に記載があd) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線にこれらの合否判定基準

管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項

めに必要な記録きる。

り、保安規定の記載と齟齬はなe) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するたに定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことがで左記のとおり許い。
（報告及び通知
対象の明確化）第 13 条の２（変更なし）（保守結果の通知等）
第 14 条原子力施設検査室長は第 12 条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、ホット材料試験課長、 【共通編

【品質管理計画】

工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２

ホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 12 条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれ臨。界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならな
ホット材料試験課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 13 条の修理及び改造計画に基づく作

り、保安規定の7.業務の計画及び実施

記載と齟齬はな(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、臨界ホット試験技術部長に通知しなけ(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するもればならない。
５のについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

臨界ホット試験技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告する

a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのとともに核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

影響の程度及び必要な処置を含む。
）
b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要
性d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録
第 14 条の２（変更なし）
第４章～

第７章（変更なし）

別表第１ ～ 別表第 14（変更なし）
別図（その１）～

可に記載があ1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）
7.1 業務の計画い。
３

左記のとおり許

本文】

別図（その３）（変更なし）
4い。
（報告及び通知
対象の明確化）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第9編

ＮＳＲＲの管理平成４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 9 編 ＮＳＲＲの管理変更後（下線部は変更箇所）
第９編

許可（対応箇所抜粋）

説明

ＮＳＲＲの管理目次（変更なし）
第１章

通

則

第３章

保守管理

第14条の

２～

～

第２章

第14条の４

使用の管理（変更なし）（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）

【共通編

本文】
【品質管理計画】第14条の４ ＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器

左記のとおりについて、次の各号に掲げる事項を定めた「施設管理実施計画」を策定しなければならない。

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

許可に記載がイ 施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

7.業務の計画及び実施あり、保安規定

7.1 業務の計画の記載と齟齬

ロ 使用施設等の設計及び工事に関すること。
ハ 使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。
）に関すること。

(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

ニ 使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。）に関すること。

(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

ホ 使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。
ヘ 使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

ト ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのチ 使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

２ 前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、第４条の定めにより作成する「年間使用計画」において特別な状態であるb) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

期間とその内容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の11の７第７号の規定に基c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要性

づき「特別な施設管理実施計画」を定めることができる。

d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び３ ＮＳＲＲ管理課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、研究炉加速器技術部長の承にこれらの合否判定基準

認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

４ 工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射めに必要な記録

線管理部長の確認を受けなければならない。
５ 研究炉加速器技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。
６ ＮＳＲＲ管理課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
（保全活動の実施）
第14条の５

ＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
第14条の６（変更なし）
1はない。
（記載の重複による削除）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 9 編 ＮＳＲＲの管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理の有効性評価及び改善）第14条の７

許可（対応箇所抜粋）【共通編【品質管理計画】

設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効に機 1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）
能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。
２

研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

5.経営者等の責任許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）はない。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション（有効性評価5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）

及び改善の明5.5.3 管理者

確化）(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。
）を実施する。
第15条

明

左記のとおり本文】

研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、ＮＳＲＲ（本体施設、特定施説（変更なし）

2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 9 編 ＮＳＲＲの管理変更後（下線部は変更箇所）（修理及び改造計画）

許可（対応箇所抜粋）【共通編

明

左記のとおり本文】【品質管理計画】第16条 ＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ、本体施設、特定施設及説

許可に記載がび放射線管理施設について、修理及び改造を行おうとするときにおいて、その修理及び改造が法第551.目的～6.資源の運用管理（記載省略）あり、保安規定

条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴う場合は、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び7.業務の計画及び実施の記載と齟齬

改造計画を作成し、それぞれ、研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受け

7.1 業務の計画

なければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

(1) 修理及び改造をしようとする施設、設備、装置、機器等の名称(2) 修理及び改造の内容(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

(3) 予定期間
２ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、それぞれ研究炉加速器技術(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

部長の同意を得なければならない。

f) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への３ 研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び影響の程度及び必要な処置を含む。
）

改造計画について、所長の承認を受けなければならない。
４ 所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

g) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

５ 研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修h) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要
性

理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。

i) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び

６ ＮＳＲＲ管理課長は本体施設について、工務第１課長は特定施設について、及び放射線管理第２課長にこれらの合否判定基準

は放射線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合で、その修理及び改造が法第55条の２第j) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行う

めに必要な記録ことができる。
第16条の２（変更なし）（保守結果の報告等）
第17条 原子力施設検査室長は、第15条第５項及び前条第５項の確認を得たときは、その結果をＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２ ＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第15条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。
３ ＮＳＲＲ管理課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第16条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
４ 工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長に通知しなければならない。
５ 研究炉加速器技術部長は、第２項及び第３項の報告を受けたとき並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

3はない。
（報告及び通知対象の明確化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 9 編 ＮＳＲＲの管理変更後（下線部は変更箇所）
第４章

核燃料物質の管理

別表第１～別表第 11
別表第12

（削除）

別表第13

～

～

第８章

固体廃棄物の保管許可（対応箇所抜粋）

説明（変更なし）（変更なし）

別表第21（変更なし）

別表第 16 試験燃料用カプセルの使用時の点検
試験燃料用カプセルの種類

点検の
時

期

【施設編
点検項目

ひん度

７－３

本文】

左記のとおり使用施設の設備

使用設備の名称

個－

Ｉ－Ｎ型大気圧水カプセル

1) 外観点検照射カプセル

Ｉ－Ｎ－Ｖ型大気圧水カプセル

2) 表面密度点検* 使用のつど（原子炉施設と3) 寸法点検共用）数

許可に記載が様あり、保安規定・大気圧水カプセルの記載と齟齬

仕

大気圧水カプセルは、一重の気密性を有する未照射酸化ウランはない。

燃料実験用カプセル、未照射アルミナイド・シリサイド燃料実験（大気圧水カ

変形が認められ用カプセル及び未照射ウラン水素化ジルコニウム燃料実験用カプセルの新型た場合

プセルと二重の気密性を有する照射済酸化ウラン燃料実験用カ

であるⅠ－Ｔ

Ⅳ型大気圧水カプセル

プセル、未照射プルトニウム－ウラン混合酸化物燃料実験用カプ型大気圧水カ

Ｖ型大気圧水カプセル

セル及び照射済プルトニウム－ウラン混合酸化物燃料実験用カプ セ ル の 追Ⅶ型大気圧水カプセル

プセルに分類される。

加。
）

Ⅷ型大気圧水カプセル

試験部容器型式：上部フランジ円筒堅型

Ｘ－Ｉ型大気圧水カプセル

試験部容器材質：ステンレス鋼、耐食性アルミニウム合金又はイ

Ｉ－Ｓ型大気圧水カプセル

組立前

Ⅰ－Ｔ型大気圧水カプセル

非破壊点検

Ⅲ型大気圧水カプセル

Ｘ－Ⅱ型大気圧水カプセル
Ｘ－Ⅲ型大気圧水カプセル

組立後

漏えい点検

ンコネル

使用のつど

（ただし、耐食性アルミニウム合金は未照射アルミナイド・シリ

Ｘ－IV 型大気圧水カプセル

サイド燃料実験用カプセル及び未照射ウラン水素化ジルコニ

Ｘ－Ｖ型大気圧水カプセル

ウム燃料実験用カプセルに用いない。
）

ＸＩ－Ｉ型大気圧水カプセル

試験部容器主要部寸法

ⅩⅠ－Ⅱ型大気圧水カプセル

未照射酸化ウラン燃料実験用カプセル

ⅩⅡ－Ⅰ型大気圧水カプセル：長さ約 1,200 mm×外径約 200 mm
照射済酸化ウラン燃料実験用カプセルの内部カプセル

1) 外観点検：長さ約 650 mm×外径約 130 mm2) 表面密度点検* 使用のつど
Ｂ－Ⅰ型高圧水カプセル

組立前

未照射プルトニウム－ウラン混合酸化物燃料実験用カプセルの

3) 寸法点検
非破壊点検

変形が認められ

内部カプセル：長さ約 650 mm×外径約 110 mmた場合照射済プルトニウム－ウラン混合酸化物燃料実験用カプセルの内部カプセル：長さ約 650 mm×外径約 130 mm
未照射アルミナイド・シリサイド燃料実験用カプセル：長さ約 1,200 mm×外径約 200 mm
未照射ウラン水素化ジルコニウム燃料実験用カプセル：長さ約 1,200 mm×外径約 200 mm
4

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 9 編 ＮＳＲＲの管理変更後（下線部は変更箇所）

組立後*許可（対応箇所抜粋）

1) 漏えい点検

試験部容器使用圧力：大気圧（初期条件）

2) 加圧点検試験部容器使用温度：最高 100 ℃

3) 導通点検（温度計、ヒータ）

・高圧水カプセル

使用のつど

高圧水カプセルは、試験部容器と圧力抑制タンクからなる内部

4) 絶縁抵抗点検

カプセル及び外部容器で構成される二重容器構造であり、内部カ（ヒータ）

プセル及び外部容器は気密性と耐圧性を有する。
容器型式：上部フランジ円筒堅型

未使用カプセルの場合は除く。

容器材質：ステンレス鋼
外部容器主要部寸法：長さ約 1,200 mm×外径約 200 mm

別表第 17 試験燃料用カプセルの再使用点検の管理基準
試験燃料用カプセルの種類

点検項目

Ｉ－Ｓ型大気圧水カプセル
Ｉ－Ｔ型大気圧水カプセル

組立前寸法点検

Ⅲ型大気圧水カプセル
Ⅶ型大気圧水カプセル
Ⅷ型大気圧水カプセル
Ｂ－Ⅰ型高圧水カプセル*

組立前寸法点検*試験部容器使用圧力：16 MPa 以下（初期条件）

管理目標値

試験部容器使用温度：使用圧力に対しての飽和温度

永久変形量

大気圧水カプセルの概略図を図 7-13-1～7-13-3 に示す。

0.2 ％

高圧水カプセルの概略図を図 7-14 に示す。

永久変形量
１ ％

未照射酸化ウラン燃料実験に使用した試験部容器に限る。

別表第 18～

別表第 21

別図（その１）～（変更なし）別図（その５）（変更なし）

5説明

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第 10 編

バックエンド研究施設の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説明第 10 編 バックエンド研究施設の管理
目次～（変更なし）（許可申請書本文に記載なし。
）

左記変更は記載の適正化のみであるため

（要員の配置）第１条

許可との齟齬

ＢＥＣＫＹ技術課長及び工務第１課長は、本体施設の使用中、本体施設及び特定施設に係る保安に必はない。

要な要員を配置しなければならない。
（手引の作成）
第２条

ＢＥＣＫＹ技術課長は本体施設について、次の各号に掲げる事項に関する手引を作成し、臨界ホット

試験技術部長の承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも同様とする。本体施設の手引の作成及び変更に当たっては、第１編第５条の２に規定する核燃料物質の取扱いに関する管理基準の要求事項に基づき行わなければならない。
(1) 使用の管理に関する事項(2) 保守管理に関する事項(3) 核燃料物質の管理に関する事項(4) 異常時の措置に関する事項
２

臨界ホット試験技術部長は前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

３

工務第１課長は特定施設について、次の各号に掲げる事項に関する手引を作成し、工務技術部長の承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも同様とする。
(1) 運転管理に関する事項(2) 保守管理に関する事項(3) 異常時の措置に関する事項

４

工務技術部長は、前項の承認をしようとするときは、臨界ホット試験技術部長の同意を得なければならない。

５

臨界ホット試験技術部長は、前項の同意をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

６

臨界ホット試験技術部長は、第１項の承認をしたとき、工務技術部長は、第３項の承認をしたときは、所長に報告しなければならない。

第３条～

第４条（変更なし）

2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）（使用施設の使用上の制限）
第５条

ＢＥＣＫＹ技術課長は、別表第１－１から１－１１に掲げるセル、グローブボックス等又は実験室ごとの核燃料物質の最大取扱量を超えて使用してはならない。
２

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
２．使用の目的及び方法

左記のとおり許目的番号１～１１

可に記載があＢＥＣＫＹ技術課長は、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所から受け入れた試料（土壌、（記載省略）

目的番号

瓦礫、植物及び汚染水）、原子炉建屋内及びタービン建屋内で採取した試料（金属材料、有機材料、瓦礫及び

１２

使用の目的

り、保安規定の記載と齟齬はな１Ｆ燃料デブリの試験

い。

滞留水）及び汚染水の処理設備の試料（構造物、吸着材、処理水及び汚染水処理に伴う二次廃棄物）（以下「１

福島第一原子力発電所内で採取した１Ｆ燃料デブリ（溶融した燃料成分が構造材

Ｆ汚染物」という。）並びに同発電所内で採取した溶融した燃料成分が構造材を巻き込みながら固化した物、を巻き込みながら固化した物、切り株状燃料及び損傷ペレットをいう。以下同じ。）（１Ｆ燃料デブ

切り株状燃料及び損傷ペレット（以下「１Ｆ燃料デブリ」という。
）を使用する場合は、各使用場所内の１Ｆの試験を行う。

リに係る記載の追加）

汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、別表第１－１から１－１１に掲げる最大取扱量を超えて使用してはならない。
３

使用の方法

ＢＥＣＫＹ技術課長は、別表第１－１から１－１１に掲げるセル、グローブボックス等又は実験室ごとに燃料試験施設、福島第一原子力発電所等*から搬入された１Ｆ燃料デブリの取扱い

核燃料物質の種類及び最大取扱量を表示しなければならない。
４については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）参ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、当該核燃料物質の照。

使用の許可を受けた場所で行わなければならない。この場合、内容物が明確に把握できていない核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、セル又はグローブボックスで行わなければならない。
５ ＢＥＣＫＹ技術課長は、使用に供していない核燃料物質のうち、標準試料（核燃料物質の濃度や同位体比を分析する際の基礎となるデータを与えるための試料）、試験用試料、分析用試料等（以下「標準試料等」という。）をセル、グローブボックス等において一定期間保管するときは、次の各号に掲げる事項について確認
し、臨界ホット試験技術部長の承認を受けなければならない。この場合、保管を可能とする期間は第３条に定める年間使用計画において定める期間の範囲内とする。
(1) 保管する期間(2) 保管対象（保管することに合理性を有する標準試料等の種類及び数量）(3) 保管要件（標準試料等の保管による安全性への影響が小さいこと。安全性への影響は、金属容器に収納する等の安全対策を実施した上で、被ばく、汚染等のリスク評価を行うことにより確認する。）
６ 臨界ホット試験技術部長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければな* １Ｆ燃料デブリの取扱許可のある施設

らない。

第６条

～

第 11 条（変更なし）

3原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理実施計画等の策定）
第 11 条の４【共通編

イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を含む。）に関すること。

ホ

使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

へ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

説

明

本文】

【品質管理計画】

ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた施設管理実施計画を策定しなければならない。

２

許可（対応箇所抜粋）

左記のとおり許1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

可に記載があ7.業務の計画及び実施

り、保安規定の7.1 業務の計画

記載と齟齬はな(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスのい。
（記載の重複による削除）

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への影響の程度及び必要な処置を含む。
）

前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態

第 11 条の４第にある場合においては、第３条の定めにより作成する年間使用計画において特別な状態である期間とその内b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

１項ロ及びニと容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に基づき特別な施設

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

重複しているた性

管理実施計画を定めることができる。
３d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び

ＢＥＣＫＹ技術課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、臨界ホット試験技術部長の承にこれらの合否判定基準

認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
４

除に伴う項番号の繰り上げe) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射線管めに必要な記録

理部長の確認を受けなければならない。
５

め、旧第２項削臨界ホット試験技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければ
ならない。

６

ＢＥＣＫＹ技術課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長、放射線管理第２課長及び分任施設
管理者に通知しなければならない。
（保全活動の実施）

第 11 条の５

第 11 条の４旧

ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器に第２項削に伴うついて、施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。

変更
第 11 条の６【共通編（変更なし）

本文】【品質管理計画】

左記のとおり許（施設管理の有効性評価及び改善）

1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）

可に記載があ第 11 条の７

5.経営者等の責任

り、保安規定の臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、バックエンド研究施設（本体施

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）

記載と齟齬はなに機能していることを確認するとともに、所長に報告しなければならない。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション

い。

２

設、特定施設及び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効
臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）（有効性評価及5.5.3 管理者

び改善の明確(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
4

化）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

左記のとおり許b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高め

可に記載がある。

り、保安規定のc)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

記載と齟齬はなd)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

い。

e)

関係法令を遵守する。

（有効性評価及(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

び改善の明確化）

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。
第 12 条（変更なし）【共通編

本文】【品質管理計画】（修理及び改造計画）

左記のとおり許1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

可に記載があ射線管理施設について、修理及び改造を行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第7.業務の計画及び実施

り、保安規定の１項に定める使用前事業者検査を伴うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作

7.1 業務の計画

記載と齟齬はな第 13 条ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放成し、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。

(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

これを変更しようとするときも、同様とする。

２

イ

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称

ロ

修理及び改造の内容

ハ

予定期間(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、臨界ホット試験技術部長の同意f) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのを得なければならない。
３

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び改g) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

造計画について、所長の承認を受けなければならない。
４

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

５

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修理h) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要
性i) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び及び改造に関係ある課長等及び分任施設管理者に通知しなければならない。
６にこれらの合否判定基準

ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線j) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項
5い。
（報告及び通知
対象の明確化）原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
めに必要な記録に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。
第 13 条の２（変更なし）（保守結果の通知等）
第 14 条原子力施設検査室長は、第 12 条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２

ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 12 条第５項に係る前項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、分任施設管理者に通知しなければならない。

３

ＢＥＣＫＹ技術課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 13 条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等及び分任施設管理者に通知しなければならない。

４

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、臨界ホット試験技術部長に通知しなけ
ればならない。

５

臨界ホット試験技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。

第 15 条（変更なし）

6

説明原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
第４章

核燃料物質の管理

５．予定使用期間及び年間予定使用量

左記のとおり許（使用等の制限）第 16 条核燃料物質の種類

ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物の受入れ、払出し及び廃棄をしようとするとき

予定使用期間最大存在量は、次の各号に掲げるところにより、法第 52 条の規定により許可を受けた年間予定使用量（以下「年間予定
天然ウラン使用量」という。）を超えないようにして行わなければならない。

共通編に記載(1) いかなる時点においても、受け入れようとする核燃料物質の量と在庫量との和が年間予定使用量（最大劣化ウラン存在量）を超えないこと。また、受け入れようとする１Ｆ汚染物の放射能量と１Ｆ汚染物の在庫量（放射(2) １年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする核燃料物質の量がそれぞれ年間予定使用量（延べ取扱5％以上 20％未満

量）を超えないこと。また、１年間に受入れ、払出し及び廃棄をしようとする１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）の放射能量の和が年間予定使用量（延べ取扱量）を超えないこと。

20％以上 46％未満

前項の年間予定使用量は、別表第８に掲げるとおりとする。

46％以上 93.3％未満（核燃料物質の受入）
ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物を受け入れるときは、次の各号に掲げる事

93.3％以上 98％以下項について確認しなければならない。
(1) 受け入れる年月日

93％以上 93.5％以下*（核燃料物質の払出）

10kg

22.005kg

22.005kg

ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物を払い出すときは、次の各号に掲げる事項

52.205kg(235Ｕ量 2,611g)(235Ｕ量 2,611g)

200g

200g

(235Ｕ量 40g)

(235Ｕ量 40g)

80g

80g

(235Ｕ量 36.8g)(235Ｕ量 36.8g)

40g

40g

(235Ｕ量 37.32g)(235Ｕ量 37.32g)

2g

2g(235Ｕ量 1.96g)(235Ｕ量 1.96g)
150g(235Ｕ量 140.25g)

1.75kg1.75kg(密封及び非密封)(密封及び非密封)

ウラン 233

200g

200g

トリウム

1kg

1kg

ＵＯ２燃料及びＭＯＸ燃料

8.8×1014Bq

8.8×1014Bq(１Ｆ燃料デブリを含む。)
照射済分析試料

1.85×109 Bq

1.85×109 Bq(最大 40％FIMA**)(最大 40％FIMA**)(1) 払い出す年月日(2) 核燃料物質又は１Ｆ汚染物の種類及び数量

52.205kg

150g

プルトニウムについて確認しなければならない。

使用済燃料***（セル、グローブボックス等で一定期間保管する標準試料等の管理）
第 16 条の４

10kg(235Ｕ量 140.25g)(2) 核燃料物質又は１Ｆ汚染物の種類及び数量

第 16 条の３

記載と齟齬はな

ＢＥＣＫＹ技術課長は、セル、グローブボックス等で一定期間保管する標準試料等の保管状態について、定期的に点検しなければならない。

*

核分裂計数管用に用いる。

** ％FIMA(Fissions per Initial Metal Atom):初期重金属原子核当たりの核分裂数の百分率*** 使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）参照。

7い。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

5％未満量）を超えないこと。

第 16 条の２

り、保安規定の

延べ取扱量

濃縮ウラン

能量）と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。
）の在庫量（放射能量）との和が年間予定使用量（最大存在２

可に記載があ

年間予定使用量***原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
第 17 条

左記のとおり許８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備（貯蔵）
ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、別表第９に掲げる貯蔵施設で行い、かつ、同貯蔵施設の位置、構造及び設備を以下に示す。なお、安全上重要な施設は存在しない。

り、保安規定の表に掲げる種類の核燃料物質以外の核燃料物質を貯蔵し、又は同表に掲げる制限量を超えて貯蔵してはなら
ない。
２

８－１

ＢＥＣＫＹ技術課長は、１Ｆ汚染物を貯蔵するときは、別表第９に掲げる貯蔵施設のうち核燃料保管室で記載と齟齬はな

貯蔵施設の位置

貯蔵施設の位置行うこと。また、核燃料保管室の１Ｆ汚染物の放射能量と使用済燃料の放射能量の和が、同表に掲げる最大バックエンド研究施設の地理的状況は、「7-1 使用施設の位置」記載
貯蔵施設は実験棟Ｂ地下１階のＰｕ・Ｕ溶液貯蔵室、１階の核燃料

ＢＥＣＫＹ技術課長は、１Ｆ燃料デブリを貯蔵するときは、別表第９に掲げる貯蔵施設のうちアイソレー

保管室及びアイソレーションルーム（Ⅰ）内に位置する。

ションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設で行うこと。また、アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設の１Ｆ汚染物

４

ＢＥＣＫＹ技術課長は、別表第９に掲げる貯蔵設備ごとに最大貯蔵量を表示しなければならない。

５

ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質を貯蔵するときは、当該核燃料物質の性状、使用履歴、貯蔵時の措置

８－２

貯蔵施設の構造
貯蔵施設の名称

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室等を記録しなければならない。
６

構

造

鉄筋コンク

床面積
約 10m２

リート造のＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質を貯蔵した容器について、定期的に点検しなければならない。

造

計

仕

様

・耐震Ｂクラスの耐震設計を行う。
・Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室の床には溶液が漏

耐震・耐火構核燃料保管室設

えいした場合にも容易に回収できる
約 20m

２

ようステンレス鋼製のドリップトレ
イ構造とする。
・Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室の壁及び核燃料保

アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設

約１m

２

管室の床及び壁は除染作業が容易な
樹脂系材料による仕上げを施す。
・アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵
施設の床はステンレス鋼ライニング
を、壁は樹脂系材料による仕上げを施し、除染作業が容易な構造とする。

8

ョンルーム（Ⅰ）
内貯蔵施設の追加）貯蔵施設の位置を図 4-4(1)，(3)に示す。

の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の和が、同表に掲げる最大貯蔵量を超えて貯蔵してはならない。

い。
（アイソレーシのとおり。

貯蔵量を超えて貯蔵してはならない。
３

可に記載があ原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）
８－３

説

貯蔵施設の設備

貯蔵施設の名称
アイソレーションルーム（

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室
貯蔵箱）内貯蔵施設Ⅰ

左記のとおり許

個数
～

最大収納量

核燃料保管室２基

内容物の物理的・

仕

化学的性状

様

い。

表8-1に示 び液体

料物質、液体状及び固体状の（アイソレーシす｡

化学的性状：

１Ｆ燃料デブリを貯蔵する。

ョンルーム（Ⅰ）

硝酸プルトニウム

配置を図 8-3 に示す。

内貯蔵施設の追硫酸プルトニウム室加）

硝酸ウラニル

室内寸法：巾約 34cm×奥行約

硝酸トリウム34cm×高さ約 34cm

１Ｆ燃料デブリ*材

数：1 室／基料：鉛、炭素鋼等

臨界管理：貯蔵箱２基を単一ユニットとして、Ｐｕ-水系の溶液燃料の最小臨界値に安全係数 0.43 を乗じた核的制限値

核的制限値を表 7-1 に示す。
貯蔵方法：核燃料物質を容易に漏えいするおそれがない構
造の容器に収納した後ビニー
ルバッグにより密封し、さらに開放型の金属容器に収納する。なお、プルトニウム及びプ
ルトニウムを含む核燃料物質
が直接触れる容器が金属製以外の場合は、当該容器を容易に漏えいするおそれがない構
造の金属容器に収納した上で、上記の措置を講ずる。
警報設備「7-3 使用施設の設備」記載のとおり。

非常用電源設備「7-3 使用施設の設備」記載のとおり。

消火設備「7-3 使用施設の設備」記載のとおり。

* アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設のうち、１Ｆ燃料デブリの最大収納量及び内容物の物
理的・化学的性状については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）

第 26 条（変更なし）

参照。
9り、保安規定の貯 蔵 量 を 物理的性状：固体及 使用目的：主に液体状の核燃算で質量管理を行う。

～

可に記載があ記載と齟齬はな（記載省略）

210g 以下になるよう 239Ｐｕ換第 18 条明

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－１

最大取扱量

使用場所
受入セル

許可（対応箇所抜粋）【別添１

セル設備及びセル付属設備

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

100

4,000 (天然）2.99 ×1014

6,200 (劣化）
2,200 (5%未満)
保管ピット

100

2,200 (劣化）

─

─

備

考

受入セルの保管ピットは除く。
Ｐｕは密封。

化学セル

サンプリング200

154,000 (天然）

１Ｆ燃料デブリに係る使用の方法、核燃料物質の種類等について１項から５項に示す。１Ｆ燃料デブリの試験は、本文「２．使用の目的及び方法」内の「目的番号１「目的番号２

─

4,400 (5%未満)

*2)

表－２

プロセスセル、化学セル(1.85×1010

精密測定室、廃液処理室(Ⅵ)

200 (5%未満)

*2)

5（天然）

1

─

─

5（劣化）

7.4 ×10７【本文】*3

5 (5%未満)─50

400 (天然）

鉄セル２

10 (5%未満）

鉄セル３

100 (5%以上 20%未満)*1

20 (46%以上 93.3%未満)

分析用

─

─

─

5

─

5

─

1,000 (劣化）

（Ｂ）
鉄セル１

1,000 (天然）10100 (天然）ボックス

5.0 ×10９─20 (5%以上 20%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)*1

３基の鉄セルにおける最大取扱量の合計を示す。

*2

使用済燃料の最大取扱量のうち、１Ｆ燃料デブリの最大取扱量。

*3

１Ｆ燃料デブリを含む。

取扱制限量

い。

10

リに係る記載の核燃料物質の性状

１Ｆ燃料デブリの取扱制限量

固体及び液体1.85×1010 Bq 以下

実験室(Ⅲ)，(Ⅳ)，(Ⅵ)、200 (劣化）

ボックス

試薬供給室

所

分析室(Ⅰ)，(Ⅱ)，(Ⅲ)，(Ⅳ)、─

記載と齟齬はな（１Ｆ燃料デブ

3.58×1013

─分析」に記載した取扱設備・機器を使用する。使用に当たっては、各使用の方法に準じて実施する。

8.8 ×1014

8,400 (劣化）

可に記載があ再処理プロセスに関する研究開発」、 り、保安規定のＴＲＵ廃棄物処分に関する研究開発」及び「目的番号７

2.99×1014(1.85×1010

800 (天然)

本文】

場
─

明

左記のとおり許2,200 (5%未満)
プロセスセル

説

本文「表 2-1 最大取扱量」に
固体及び液体示す各使用場所における使用済燃料の最大取扱量以下

追加）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）

11

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－２
使用場所
Ａ－１

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（１／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

0.02

0.2

3.7 ×10６0.2(天然) *1

0.02 (5%未満）
Ａ－２

1

10

(天然)

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅵ)

記載と齟齬はな*5
１

10

3.7 ×10６い。

実験室(Ⅵ)（１Ｆ燃料デブ

1 (5%未満)
Ａ－３
Ａ－４
Ａ－５

1

10

(天然)

1

(5%未満）

5.5(天然)

0.5
1

1(5%未満）

10

(天然)

１

10

3.7 ×10６

リに係る記載の実験室(Ⅵ)

追加）
0.97

7.5

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

１10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.1

1

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

1 (5%未満）
Ａ－６

5

12

(天然)

0.2(5%未満）
Ａ－７

2

12

(天然)

0.2(5%未満）
Ａ－８

1

0.1

(天然)

0.1(5%未満）
Ａ－９

5

0.5

(天然)

*5
0.5

5

0.5(5%未満）

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

*5

Ａ－10

0.2

1.5(天然)

0.01

1

─

実験室(Ⅷ）

Ａ－11，12

0.3

3

(天然)

0.02

1.5

─

実験室(Ⅷ）

10100(天然) *410100

3.7 ×10８及び

100(劣化) *4Ｂ－２

20(5%未満)*320(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

1(93.3%以上 98%以下)

及びＡ－13 *2
Ｂ－１

明

【本文】

Ｐｕ
0.02

説

*1

研修生の実習では天然ウランのみを使用する。

*2

３基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*3２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*4

研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。

*5

１Ｆ燃料デブリを含む。

実験室(Ⅲ)

12

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－３
使用場所
Ｂ－３

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

10

100

3.7 ×10８100 (天然) *2

明

【本文】

グローブボックス（２／６）

Ｐｕ
10

説

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅲ)

記載と齟齬はな及び100 (劣化) *2

Ｂ－４

20 (5%未満)い。

*1

20 (5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

10 (20%以上 46%未満)

リに係る記載の10 (46%以上 93.3%未満)

追加）

*3

1 (93.3%以上 98%以下)
Ｂ－５

0.002

0.1 (天然）──

7.4 ×10７

0.1 (5%未満)
Ｂ－６

1 (天然)

0.01

ルーム(Ⅱ)上部──

3.7 ×10７0.001

─

1 (5%未満)
Ｂ－７

1 (天然)

0.01

アイソレーション
フロッグマン
準備室上部

0.01

５

3.7 ×10

実験室(Ⅴ)

10

1.85×10８

実験室(Ⅳ)

1 (劣化)
0.01 (5%未満）
0.01 (5%以上 20%未満)
0.01 (20%以上 46%未満)
0.01 (46%以上 93.3%未満)
0.01 (93.3%以上 98%以下)
Ｃ－１

200

500 (天然)
500 (劣化)*3

10 (5%未満）
Ｃ－２

40

1,000 (天然)──

1,000 (劣化)

1.85×10８

実験室(Ⅳ)*3

10 (5%未満）
Ｃ－４

1200 (天然)──

1.85×10８

実験室(Ⅳ)

──

1.11×10７

実験室(Ⅳ)

20 (5%未満）
Ｃ－７

5

1,000 (天然)
1,000 (劣化)*3

10 (5%未満）
Ｃ－８

0.001610 (天然)──

10 (劣化)

3.7 ×10６

廃液処理室(Ⅵ)*3

10 (5%未満)*1２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*2

研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。

*3

１Ｆ燃料デブリを含む。

13

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－４
使用場所
Ｄ－１

Ｄ－２

Ｄ－３

Ｄ－４

Ｄ－５

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（３／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

5

5

1.85×10７

1

1

1

1

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の

5

(天然)

5

(劣化)

5

(5%未満）い。

5(5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5 %以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

分析室(Ⅱ)

記載と齟齬はな*1

1

1

1.85×10７

リに係る記載の分析室(Ⅱ)

追加）

*1

1

1

1.85×10７

分析室(Ⅱ)*1

1

1

1.85×10７

分析室(Ⅲ)*1

1

1

3.7 ×10５

分析室(Ⅳ)*1

0.01 (93.3%以上 98%以下)
Ｄ－６

1

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

11

3.7 ×10５

分析室(Ⅳ)*1

0.01 (93.3%以上 98%以下)
*1

明

【本文】

Ｐｕ
5

説

１Ｆ燃料デブリを含む。

14

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－５
使用場所
Ｄ－７

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

―

―

―

2,000 (5%未満)

明

【本文】

グローブボックス（４／６）

Ｐｕ
―

説

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな
Ｄ－８

1100 (天然)

11い。

分析室(Ⅰ)*2

100 (劣化)Ｄ－９

3.7 ×10７（分析室(Ｉ)の
核燃料物質使用

10 (5%以上 20%未満)

施設への追加及

10 (20%以上 46%未満)

び１Ｆ燃料デブ

10 (46%以上 93.3%未満)

リに係る記載の0.1

100 (5%未満)

100 (天然)及び100 (劣化)Ｄ－10

100 (5%未満)

*1

1

1

3.7 ×10６

追加）

分析室(Ⅰ)*2

1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)

Ｄ－11

1

100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*2

100 (劣化)100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－13

1

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*2

100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)*1

２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

15

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－６
使用場所
Ｄ－14

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

1

1

3.7 ×10７

100 (天然)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな*1

100 (劣化)い。

100 (5%未満)

Ｄ－15

1

1 (5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

1 (20%以上 46%未満)

核燃料物質使用

1 (46%以上 93.3%未満)

施設への追加及100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

び１Ｆ燃料デブ分析室(Ⅰ)

リに係る記載の*1100 (劣化)追加）

100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－16―

2,000 (5%未満)

―

―

―

分析室(Ⅰ)

Ｄ－17

1

100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

100 (劣化)100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－19

1

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
*1

明

【本文】

グローブボックス（５／６）

1

説

１Ｆ燃料デブリを含む。

16

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－７
使用場所
Ｄ－20

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（６／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

1

1

3.7 ×10７

100 (天然)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな*1

100 (劣化)い。

100 (5%未満)

Ｄ－21

1

1 (5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

1 (20%以上 46%未満)

核燃料物質使用

1 (46%以上 93.3%未満)

施設への追加及100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

び１Ｆ燃料デブ分析室(Ⅰ)

リに係る記載の*1100 (劣化)追加）

100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－22

1100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

100 (劣化)100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－23

1

明

【本文】

Ｐｕ
1

説

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)*1 １Ｆ燃料デブリを含む。

17

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－８
使用場所
Ｈ－１

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（１／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

3.7 ×10８2,000 (天然)
6,000 (劣化)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅳ)

記載と齟齬はな*2い。

10 (5%未満)
Ｈ－２

2,000 (天然)

0.01

─

─

2,000 (劣化)

3.7 ×10８

実験室(Ⅳ)（分析室(Ｉ)の

*2

グローブ付

核燃料物質使用
施設への追加及

10 (5%未満)
Ｈ－３

100 (天然)

0.0016──

10 (5%未満)

7.4 ×10７

び１Ｆ燃料デブ

実験室(Ⅳ)

リに係る記載の

*2

追加）
Ｈ－４

100 (天然)───

7.4 ×10７

実験室(Ⅳ)

0.01

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅳ)

10 (5%未満)
Ｈ－５

0.0016100 (天然)100 (劣化)Ｈ－６

100 (天然)

─

*2
─

100

100 (劣化)Ｈ－７

─

100 (天然)

3.7 ×10８

実験室(Ⅳ)*2
─

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

─100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

0.01

100

2.24×10８

実験室(Ⅲ)

1 (劣化)
20 (5%未満）
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)
Ｈ－８─

100 (天然)
1 (劣化)
20 (5%未満）
20 (5%以上 20%未満)
10 (20%以上 46%未満)
10 (46%以上 93.3%未満)

Ｈ－９0.0016

100

(天然)

1

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)*1

照射済分析試料含む。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

明

【本文】

Ｐｕ
─

説

18

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－９
使用場所
Ｈ－10

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（２／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

0.01

100

2.24×10８

100

(天然)

1 (劣化)

左記のとおり許備

考可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅲ)

記載と齟齬はな*1

20(5%未満）い。

20(5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

10(20%以上 46%未満)

リに係る記載の10(46%以上 93.3%未満)

追加）

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－11

─

100

(天然)

─

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

0.001

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

0.001

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

─10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

1 (劣化)

Ｈ－12
Ｈ－13
Ｈ－14
Ｈ－15
Ｈ－16
Ｈ－17

0.00160.0016───
0.001620(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満)

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

*2
─

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)*2
─

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

*2
0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅱ)*2

0.1(93.3%以上 98%以下）
Ｈ－18

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

─

─

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅱ)*2

0.1(93.3%以上 98%以下)*1

照射済分析試料含む。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

明

【本文】

Ｐｕ
0.0016

説

19

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－１０
使用場所
Ｈ－19

Ｈ－20

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（３／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

10

3.7 ×10６─備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の

20

(天然)

20

(劣化)

記載と齟齬はな20(5%未満)い。

20(5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

10(20%以上 46%未満)

核燃料物質使用10(46%以上 93.3%未満)

施設への追加及0.1(93.3%以上 98%以下)

び１Ｆ燃料デブ

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

─

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅴ)

リに係る記載の実験室(Ⅴ)

追加）

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－22

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－23

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－24

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－25

0.00016

明

【本文】

Ｐｕ
─

説

100

(天然)

100

(劣化)

─

─

3.7 ×10６

廃液処理室

*1

(Ⅵ)

*1 １Ｆ燃料デブリを含む。
20

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第１－１１
使用場所
実験室(Ⅳ)

最大取扱量

説

明

【本文】

実験室

左記のとおり許

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

3.7 ×10４

焼き付け、り、保安規定の*2

封入

記載と齟齬はな

0.00016*1
実験室(Ⅵ)

許可（対応箇所抜粋）

0.00016

*1

2

(天然)

2

(劣化)

2

(5%未満)

1(天然)

1(5%未満)

備考

可に記載があい。
――

3.7 ×10５

焼き付け、（分析室(Ｉ)の*2

封入

核燃料物質使用
施設への追加、実験室(Ⅶ)-1

実験室(Ⅶ)-2

分析室(Ⅰ)

18

18

0.00016*1

固体密封、

１Ｆ燃料デブリ

固体封入*3に係る記載の追

100

(天然)

100

(5%未満)

100(5%以上 20%未満)

加及び実験室150(93%以上 93.5%以下)（ Ⅶ ） -1 及 び

100

(天然)

100

(5%未満)

100(5%以上 20%未満)

2

(天然)

2

(劣化)

100

100

100

―

100

―

(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)（Ⅶ）-2 への固固体封入*3体封入試料の追
加）

0.001

1

3.7 ×10４

封入、

*2

圧縮成型、

2,000 (5%未満)
2

固体密封、

焼結

0.01(93.3%以上 98%以下)
分析室(Ⅱ)

0.00016

*1

2

(天然)

2

(劣化）

2

(5%未満）

2(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

0.001

1

3.7 ×10４

焼き付け、

*2

封入

3.7 ×10５

焼き付け、

*2

封入

0.01(93.3%以上 98%以下)
精密測定室

0.00016

5

(天然)

*1

グローブボックス及びフードの取扱量を除く。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

0.001

1

*3 実験室(Ⅶ)-1 及び実験室(Ⅶ)-2 において封入された状態で取り扱う核燃料物質は濃縮
ウラン(ペレット)のみ。

21

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第２

警報装置

セル等負圧

作動条件

７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備

可に記載があｱｲｿﾚｰｼｮﾝﾙｰﾑ(Ⅱ)

ｻｰﾋﾞｽｴﾘｱに対し 49Pa 以下 490Pa 以上

り、保安規定の

鉄セル

室内に対し 49Pa 以下 490Pa 以上

サービスルーム

室内に対し 49Pa 以下 490Pa 以上記載と齟齬はない。
（ＳＴＡＣＹ施室内に対し 49Pa 以下 490Pa 以上

セル内温度

60℃以上

抽出器（Ⅲ）温度

65℃以上

溶媒洗浄器温度

65℃以上

加熱用蒸気温度

135 ℃以上

施
設

特
定
施
設

ドリップ
トレイ
液位

左記のとおり許ｻｰﾋﾞｽｴﾘｱに対し 49Pa 以下 490Pa 以上

設の溢水対策をグローブボックス、分析用ボックス内温度 60℃以上体

明コンクリートセル

グローブボックス等負圧 *1

本

説

【本文】

警報装置の作動条件

区分

許可（対応箇所抜粋）

コンクリートセル70mm 以上

グローブボックス

30mm 以上

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室

70mm 以上

廃液貯槽室 *270mm 以上

Ｐｕ貯槽液量60 ℓ以上Ｕ貯槽液量110 ℓ以上

排風機

排風機異常停止

高レベル廃液貯槽水素希釈用空気流量

250 ℓ／h 以下

有機廃液貯槽温度60℃以上

高レベル廃液貯槽液量

1ｍ3 以上

有機廃液貯槽液量

1ｍ3 以上

非常用電源

非常用電源異常停止

送排風機

送排風機異常停止

中レベル廃液貯槽液位

2000mm 以上

低レベル廃液貯槽液位

2500mm 以上

極低レベル廃液貯槽液位

2160mm 以上

集水槽 (Ⅱ)、排水槽 (Ⅱ) 液位

500mm 以上

廃液貯槽室 (Ⅵ)-１
排水ピット 廃液貯槽室 (Ⅶ)
液位
廃液貯槽室 (Ⅷ)
廃液貯槽室 (Ⅷ) 床下部
圧縮空気圧力受けた見直しに伴う変更）

0.2 ｍ以上
0.35ｍ以上
0.35ｍ以上
0.2 ｍ以上
490kPa 以下 （５kg／㎝ 2Ｇ以下）*1

ﾒﾝﾃﾅﾝｽﾎﾞｯｸｽ、ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞﾎﾞｯｸｽ及び分析用ボックスを含む。

*2

廃液貯槽室 (Ⅵ)-2～622

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説明

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬はない。
（ＳＴＡＣＹ施
設の溢水対策を受けた見直しに伴う変更）

23

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第５の２

許可（対応箇所抜粋）

液体廃棄設備のうち、使用を終了した設備の点検

設 備 等（設置場所）
α廃液貯槽Ｂ（廃液貯槽室(Ⅰ)-2）
α廃液貯槽Ｃ（廃液貯槽室(Ⅱ)）

雑廃水中間槽（廃液処理室(Ⅱ)）

弁により遮断する系統
槽第２排気系統*1 との間の配管
槽第２排気系統*1 との間の配管

点検項目

頻度

(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認

グローブボックスＣ－８との間の配管使用施設グローブボックス廃液の (1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認
合流配管との間の配管

チェック槽（廃液処理室(Ⅵ)）

槽第２排気系統*1 との間の配管*3
槽第２排気系統*1 との間の配管*3―
槽第２排気系統*1 との間の配管*3
槽第２排気系統*1 との間の配管*3
槽第２排気系統*1 との間の配管*3(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認
外観の異常の有無確認(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認

極低レベル廃液貯槽Ａ*1／Ｂ*1 との間の配管
低レベル廃液貯槽Ａ*1／Ｂ*1 との (1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認
間の配管
槽第２排気系統*1 との間の配管*3

グローブボックスＷ－１ 濃縮液受槽Ａ*2／Ｂ*2 との間の配管（酸回収室(Ⅱ)-3）
グローブボックスＷ－２―（酸回収室(Ⅱ)-3）
グローブボックスＷ－３―（廃液処理室(Ⅵ)）(1)外観の異常の有無確認(2)弁の閉状態の確認
外観の異常の有無確認
外観の異常の有無確認

サンプピット*2 との間の配管
フード 旧Ｈ－23（廃液処理室(Ⅵ)）

集水槽(Ⅱ)*1 との間の配管(1)外観の異常の有無確認
回収水槽Ａ*2／Ｂ*2 及び回収水受 (2)弁の閉状態の確認
槽Ａ*2／Ｂ*2 の合流配管との間の配管

フード 旧Ｈ－24―
外観の異常の有無確認（廃液処理室(Ⅵ)）
フード 旧Ｈ－25―
外観の異常の有無確認（廃液処理室(Ⅱ)）*1 原子炉施設である STACY 施設及び TRACY 施設と共用、又は STACY 施設と共用。
*2

原子炉施設である STACY 施設及び TRACY 施設、又は STACY 施設。

*3

各配管は１系統に合流し、槽第２排気系統と接続。

明(4) 液体廃棄設備のうち使用を終了し、維持管理する設備

槽第２排気系統*1 との間の配管*3
雑廃水受槽（廃液処理室(Ⅵ)）
蒸発缶供給槽（廃液処理室(Ⅲ)-2）
α廃液蒸発缶（廃液処理室(Ⅲ)-1）
濃縮液受槽（廃液処理室(Ⅲ)-1）
逆浸透循環槽（廃液処理室(Ⅵ)）
凝縮液受槽（廃液処理室(Ⅵ)）

説

１回／年

設備の名称

個数

α廃液貯槽Ｂ/Ｃ

２基

仕様

設置場所：廃液貯槽室(Ⅰ)-2，(Ⅱ)
型
式：竪形円筒容量：約６m3
材
料：ステンレス鋼
１基
設置場所：廃液処理室(Ⅱ)α 雑廃水中間槽型
式：竪形円筒廃容
量：約 0.2m3
液
処
材
料：ステンレス鋼
理 雑廃水受槽１基
設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
設型
式：竪形円筒備容量：約１m3
材
料：ステンレス鋼
蒸発缶供給槽１基
設置場所：廃液処理室(Ⅲ)-2型
式：横形円筒容量：約１m3
材
料：ステンレス鋼
α廃液蒸発缶１基
設置場所：廃液処理室(Ⅲ)-1型
式：カランドリア式
容
量：約 0.25m3
材
料：ステンレス鋼
濃縮液受槽
１基
設置場所：廃液処理室(Ⅲ)-1型
式：竪形円筒容
量：約 0.25m3
材
料：ステンレス鋼
凝縮液受槽
１基
設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
型
式：竪形円筒容
量：約 1.2m3
材
料：ステンレス鋼
逆浸透循環槽１基
設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
型
式：竪形円筒容
量：約 1.2m3
材
料：ステンレス鋼
チェック槽
１基
設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
型
式：竪形円筒容
量：約 1.2m3
材
料：ステンレス鋼
グローブボックス
３基 W-1
設置場所：酸回収室(Ⅱ)-3
W-2
設置場所：酸回収室(Ⅱ)-3
W-3
設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
フード
３基 旧H-23 設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
旧H-24 設置場所：廃液処理室(Ⅵ)
旧H-25 設置場所：廃液処理室(Ⅱ)※これら設備における核燃料物質等の使用実績はなく、汚染はない。維持管理にあたっては、汚
液
体
廃
棄
設
備

染のおそれのある系統との隔離を行う。

24

左記変更は記載の適正化のみであるため許可との齟齬
はない。

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第８

許可（対応箇所抜粋）

類

最大存在量

延べ取扱量

核燃料物質の種類

22.005 ㎏

天然ウラン

10 ㎏

10 ㎏

天然ウラン

52.205 ㎏（235Ｕ量 2,611g）

52.205 ㎏（235Ｕ量 2,611g）

劣化ウラン

200ｇ

200ｇ

濃縮ウラン

（235Ｕ量 40g）

（235Ｕ量 40g）

5％未満

20%以上 46%未満
濃縮ウラン

80ｇ

80ｇ

（235Ｕ量 36.8g）（235Ｕ量 36.8g）

40ｇ

40ｇ

（235Ｕ量 37.32g）（235Ｕ量 37.32g）

93.3%以上 98%以下

2ｇ（235Ｕ量 1.96g）

2ｇ（235Ｕ量 1.96g）

93%以上 93.5%以下*1

150ｇ（235Ｕ量 140.25g）

150ｇ（235Ｕ量 140.25g）

プルトニウム1.75 ㎏（密封及び非密封）

1.75 ㎏（密封及び非密封）

ウラン２３３

200ｇ

200ｇ

1㎏

1㎏

880 TBq(18.5 GBq *2)

880 TBq(18.5 GBq *2)

1.85 GBq(最大 40%FIMA *3)

1.85 GBq(最大 40%FIMA *3)

46%以上 93.3%未満

トリウム

使用済燃料

UO2 燃料及び MOX 燃料(１Ｆ燃料デブリを含む。)
照射済分析試料*1

核分裂計数管用に用いる。

*2 使用済燃料(照射済分析試料を除く。)の年間予定使用量のうち、１Ｆ燃料デブリの最大可に記載があ

年間予定使用量***

予定使用期間

最大存在量22.005 ㎏

5%以上 20%未満

左記のとおり許５．予定使用期間及び年間予定使用量

年間予定使用量

劣化ウラン

5%未満

明

【本文】

核燃料物質の年間予定使用量種

説り、保安規定の延べ取扱量記載と齟齬はな

10kg

10kg

22.005kg

22.005kg

共通編に記載（１Ｆ燃料デブ

52.205kg

52.205kg
235( Ｕ量 2,611g)( Ｕ量 2,611g)

200g

200g

(235Ｕ量 40g)

(235Ｕ量 40g)

5％以上 20％未満

80g

20％以上 46％未満
235

80g
235

( Ｕ量 36.8g)( Ｕ量 36.8g)

40g

40g

(235Ｕ量 37.32g)(235Ｕ量 37.32g)

46％以上 93.3％未満
93.3％以上 98％以下

2g
235

2g
235

( Ｕ量 1.96g)( Ｕ量 1.96g)

150g

150g

(235Ｕ量 140.25g)(235Ｕ量 140.25g)

1.75kg1.75kg(密封及び非密封)(密封及び非密封)

ウラン 233

200g

200g

トリウム

1kg

1kg

ＵＯ２燃料及びＭＯＸ燃料

8.8×1014Bq

8.8×1014Bq(１Ｆ燃料デブリを含む。)
照射済分析試料

1.85×109 Bq

1.85×109 Bq(最大 40％FIMA**)(最大 40％FIMA**)

93％以上 93.5％以下*

使用済燃料***の量。
*3 %FIMA(Fissions per Initial Metal Atom):初期重金属原子核当たりの核分裂数の百分率。
*

核分裂計数管用に用いる** ％FIMA(Fissions per Initial Metal Atom):初期重金属原子核当たりの核分裂数の百分率*** 使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）参照。

25

リに係る記載の追加）

235

プルトニウムい。

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）
別表第９貯許可（対応箇所抜粋）

核燃料物質の最大貯蔵量
蔵

施

設

Ｐｕ貯槽

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

（Bq）

200

Ｐｕ・Ｕ
溶液貯蔵室
Ｕ貯槽

核燃料保管室

表８－１

50

10
(劣化又は 5%未満)
24,000(劣化又は 5%未満)

2.22Ｔ
－

－

(１Ｆ燃料デ貯蔵施設
Ｐｕ・Ｕ溶 Ｐｕ貯槽

Ｐｕ

Ｕ

（ｇ）
200

液貯蔵室

－

Ｕ貯槽

50

(１Ｆ燃料デ

使用済燃料

（ｇ）

（ｇ）

（ｇ）

（Ｂｑ）

10

―

―

2.22×1012*

り、保安規定の(１Ｆ燃料デ記載と齟齬はなブリを除く。)

い。

8.14×1010*（１Ｆ燃料デブ(１Ｆ燃料デリに係る記載のブリを除く。)

追加及びアイソ1.85×1010

レーションルー

24,000――

備考

可に記載があ1,500

10,000 (天然)*2

10,000 (劣化)

(１Ｆ燃料デ

10,000（劣化）(１Ｆ燃料デム（Ⅰ）内貯蔵40,200 (5%未満)

ブリを除く。)

40,200（5%未満）

ブリを除く。)

施設の追加）

200

1,000

核燃料保管室1,500** 10,000（天然）80 (20%以上

80（20%以上

46%未満)

46％未満

40 (46%以上

40（46%以上
93.3%未満）

2 (93.3%以上

2（93.3%以上

98%以下)

98%以下)

150 (93%以上

150（93%以上

93.5%以下) *1
ーム(Ⅰ)内貯蔵施設

1,000

20%未満）

93.3%未満)

3.6

200

200（5%以上

20%未満)

93.5%以下）
1.85×1010

100 (劣化)(１Ｆ燃料デルーム（Ⅰ）内貯蔵100（劣化）(１Ｆ燃料デ40 (5%未満)

ブリを含む。)

施設

40（5%未満）

ブリを含む。)

20

100（天然）

20

アイソレーション

0.2

3.6

0.2

18.5Ｇ

100 (天然)

20（5%以上

20 (5%以上

20%未満）

20%未満)
2 (20%以上

2（20%以上

46%未満)

46％未満

2 (46%以上

2（46%以上

93.3%未満)

93.3%未満）

0.2 (93.3%以上

0.2（93.3%以上
98%以下)

98%以下)
*1

Ｔｈ

5%未満)

200 (5%以上

アイソレーションル

左記のとおり許Ｕ（劣化又はブリを除く。)
18.5Ｇ

233

5%未満）

81.4Ｇ

明

貯蔵施設

（劣化又は

ブリを除く。)
－

最大貯蔵量

説

核分裂計数管用に用いる。

*2 1,500g のうち、硫酸プルトニウムは 10g 以下、金属プルトニウムは 100g 以下とする。

* 核分裂生成物の放射能量** 1,500g のうち、硫酸プルトニウムは 10g 以下、金属プルトニウムは 100g 以下とする。

26

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

別表第１０

許可（対応箇所抜粋）

使用、貯蔵及び廃棄物の保管に係る質量制限値

施

設

受入セル
プロセスセル、化学セル、
実験室(Ⅲ),(Ⅳ),(Ⅴ),(Ⅵ),
使用 (Ⅷ)、分析室(Ⅰ),(Ⅱ),(Ⅲ),(Ⅳ)、精密測定室、廃液処理室(Ⅵ)
実験室(Ⅶ)-1,(Ⅶ)-2

表７－１

核燃料物質の性状

質 量 制 限 値

固体

4.5 kg 以下 *1

施

説

明

使用、貯蔵及び廃棄物の保管に係る核的制限値

設

核燃料物質の性状

核的制限値

左記のとおり許可に記載があ

使

受入セル

固

体

4.5kg 以下＊１

り、保安規定の記載と齟齬はな

固体及び液体用

各セル及び室それぞれ
0.21kg 以下 *2

プロセスセル、化学セル、い。

実験室（Ⅲ），（Ⅳ），（Ⅴ），（Ⅵ），（分析室(Ｉ)の（Ⅷ）、 分析室（Ⅰ），（Ⅱ），（Ⅲ）， 固体及び液体（Ⅳ）、 精密測定室、 廃液処理

0.21kg 以下＊２

室（Ⅵ）

固体

核燃料物質使用
各セル及び室それぞれ

施設への追加、
アイソレーションルーム（Ⅰ）

実験室（Ⅶ）-1，（Ⅶ）-2

Ｐｕ貯槽

貯蔵 Ｕ貯槽

廃棄液体

0.21kg 以下 *2

液体

劣化ウラン又は濃縮度5%未満のウラン24kg 以下
プルトニウム50g 以下核燃料保管室固体

4.5 kg 以下 *1

アイソレーションルーム（Ⅰ）
内貯蔵施設

固体及び液体0.21kg 以下 *2

固体廃棄物保管室(Ⅰ),(Ⅱ)、
廃液貯槽室(Ⅵ)-5,(Ⅵ)-6

固体及び液体各室それぞれ
0.21kg 以下 *2

固体

内貯蔵施設の追加及び実験室

貯

Ｐｕ貯槽

液

体

0.21kg 以下＊２

（ Ⅶ ） -1 及 び（Ⅶ）-2 への固体封入試料の追蔵

最大貯蔵量
劣化ウラン又は 235Ｕ濃縮
度５％未満のウラン
Ｕ貯槽

液

体

24kg 以下
プルトニウム50g 以下*1：含水率 16％以下
核分裂性物質を２３９Ｐｕ換算した値（プルトニウム、２３５Ｕ及び２倍した２３３Ｕの合計量）*2：核分裂性物質を２３９Ｐｕ換算した値（プルトニウム、２３５Ｕ及び２倍した２３３Ｕの合計量）

核燃料保管室アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設
廃固体廃棄物保管室（Ⅰ），
（Ⅱ）、廃

棄

液貯槽室（Ⅵ）-5，（Ⅵ）-6

体

4.5kg 以下＊１

固体及び液体0.21kg 以下＊２

固固体及び液体各室それぞれ
0.21kg 以下＊２

*１：含水率１６％以下
核分裂性物質を 239Ｐｕ換算した値（プルトニウム、235Ｕ及び２倍した 233Ｕの合計値）*２：核分裂性物質を 239Ｐｕ換算した値（プルトニウム、235Ｕ及び２倍した 233Ｕの合計値）

27

加）原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

別表第１２
機器種別

放射線測定機器及び測定箇所
測定箇所

排気ガス
モニタ

指示範囲

排気ダスト
モニタ

１(1)

10-1～10５s-1

１

0 ～10５s-1１(1)10-1～10５s-1

１(1)

室内ダスト
モニタ

0 ～10５s-1

７(2)10-1～10５s-1４(1)ガンマ線エ 施設内
リアモニタ

10-1～10４
μSv/h

13(7)

中性子線エ
リアモニタ

10-1～10５s-1

１

説

使 用 方 法

測定線種

排気中の放射性希ガ
ス濃度の連続監視に ベータ線
用いる。
ガンマ線

７－３

左記のとおり許使用施設の設備
使用設備の名称

個数

セル設備及びセル付属設備～

放射線管理設備

１式(一部は原子炉施設で排気中の放射性塵埃
濃度の連続監視に用 アルファ線
いる。
ベータ線

ある STACY 施設及び管理区域内空気中の アルファ線
放射性塵埃濃度の監
ベータ線視に用いる。

す。)

TRACY 施設と共用、又仕搬送設備

可に記載があ様り、保安規定の（記載省略）

管理区域内の線量当量率、表面密度及び空気中の放射性物質の濃度並びに排気中の放射性物質の濃度の監視を行う。
エリアモニタ、放射線監視盤、排気筒モニタ及びフードの配置を図 7-5(1)～(3)に示す。

内訳は仕様欄に示・ガンマ線エリアモニタ

１３基（うち７基は、原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用、又はSTACY施設と共用）
・中性子線エリアモニタ

１基

中性子束密度の監視用・室内ダストモニタ（アルファ線用）

７基

管理区域内における空気中の放射性物質の濃度の監視用（うち２基は、原子炉施設であるSTACY施設と共用）
・室内ダストモニタ（ベータ(ガンマ)線用） ４基
管理区域内における空気中の放射性物質の濃度の監視用

機 器 種 別設置箇所 数量 *1

ハンドフットクロス 管理区域
モニタ
出入口
表面汚染検査用
サーベイメータ
ガンマ線サーベイ
メータ
中性子線サーベイ
メータ*1(（うち１基は、原子炉施設であるSTACY施設と共用）

放射線測定機器及び設置箇所

2(2)
1(1)
－

施設内

－
－

使 用 方 法手、足、衣服等の表面密度の測定に用いる。
床及び機器等の表面密度の測定に用いる。
線量当量率の測定に用いる。

・放射線監視盤

測 定 線 種１式

エリアモニタ、室内ダストモニタ、排気筒モニタ等の集

アルファ線及び
ベータ線

中監視用（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）

ベータ線

2.排気中の放射性物質濃度測定設備(1) 排気筒モニタ

アルファ線
ベータ線

・排気筒ダストモニタ（アルファ線用）

１式
１基

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用

ガンマ線（原子炉施設であるSTACY施設と共用）
・排気筒ダストモニタ（ベータ(ガンマ)線用）１基

中性子線

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用

)内数字は原子炉施設である STACY 施設及び TRACY 施設と共用の数量。

（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）
・排気筒ダストモニタ（よう素用）

１基

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用・排気筒ガスモニタ（希ガス用）

１基

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用（原子炉施設であるSTACY施設と共用）
28い。
（分析室(Ｉ)の施設への追加）1.モニタリング設備
ガンマ線量当量率の監視用

管理区域内の線量当 ガンマ線
量率の連続監視に用いる。
中性子線記載と齟齬はな

核燃料物質使用は STACY 施設と共用。

( )内数字は原子炉施設である STACY 施設及び TRACY 施設と共用、又は STACY
施設と共用の数量。

別表第１３

明

【本文】

数量 *1

0 ～103 pA
排気口*1

許可（対応箇所抜粋）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

説明

左記のとおり許3.放射線測定器
・サーベイメータ及びハンドフットクロスモニタ

１式

可に記載があ（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）

り、保安規定の記載と齟齬はな4.個人被ばく測定器

１式

・基本線量計、ポケット線量計、個人警報線量計（分析室(Ｉ)の（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）
5.フード

Ｈ－21

１基

・ガラス器具等を用いて放射線管理試料等の調製を行う。
（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）
非常用設備

～

警報設備

ユーティリティ設備
１式（記載省略）
施設の運転状態に異常が生じた時、速やかに異常を検知し、警報を発するための設備。
警報発報場所～水素希釈流量異常（記載省略）、
放射性物質濃度異常
警報作動条件：排気筒の放射性物質の濃度が設定値以上になった時(アルファ線、ベータ(ガンマ)線、よう素、希ガス）
監視対象：排気筒内排気表示場所：放射線監視盤、副警報盤

液位異常

29

～

火災

（記載省略）

い。
核燃料物質使用
施設への追加）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第 11 編

JRR-4 の管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 11 編 JRR-4 の管理変更後（下線部は変更箇所）
第 11 編許可（対応箇所抜粋）

説明ＪＲＲ－４の管理

目次 （変更なし）
第１章 通則
第３章～

第２章

使用の管理（変更なし）

保守管理
【共通編

第 12 条の２～

第 12 条の３【品質管理計画】（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）
第 12 条の４

本文】

ＪＲＲ－４管理課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた「施設管理実施計画」を策定しなければならない。
イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

許可に記載が7.業務の計画及び実施あり、保安規定

7.1 業務の計画の記載と齟齬

(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

を含む。
）に関すること。

a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのホ

使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

ヘ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

２

前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別影響の程度及び必要な処置を含む。
）

性d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びな状態にある場合においては、第４条の定めにより作成する「年間使用計画」において特別な状態でにこれらの合否判定基準

ある期間とその内容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた定に基づき「特別な施設管理実施計画」を定めることができる。
３

めに必要な記録

ＪＲＲ－４管理課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、研究炉加速器技術部長の承認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。

４

放射線管理第１課長は、前項の承認を受ける前に、放射線管理部長の確認を受けなければならない。

５

研究炉加速器技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なけ
ればならない。

６

ＪＲＲ－４管理課長は、第３項の承認を受けたときは、放射線管理第１課長に通知しなければならない。
（保全活動の実施）

第 12 条の５

ＪＲＲ－４管理課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、

施設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。
第 12 条の６

左記のとおり（変更なし）

2はない。
（記載の重複による削除）

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 11 編 JRR-4 の管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理の有効性評価及び改善）
第 12 条の７

２

許可（対応箇所抜粋）【共通編

明

左記のとおり本文】【品質管理計画】

研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長は、ＪＲＲ－４（本体施設等及び放射線管理施

説

許可に記載が設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効に機能していることを確

1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）あり、保安規定認するとともに、所長に報告しなければならない。

5.経営者等の責任の記載と齟齬

研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）はない。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション（有効性評価5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）

及び改善の明5.5.3 管理者

確化）(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。

第 13 条 （変更なし）

3原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 11 編 JRR-4 の管理変更後（下線部は変更箇所）（修理及び改造計画）

許可（対応箇所抜粋）【共通編【品質管理計画】
1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）あり、保安規定

使用前事業者検査を伴う場合は、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作成し、7.業務の計画及び実施の記載と齟齬

それぞれ研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。これを変更しよ

7.1 業務の計画(4) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について

イ

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称

ロ

修理及び改造の内容

ハ予定期間

業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(5) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの（報告及び通知対象の明確化）(6) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するもらない。

のについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び改造計画についf) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのて、所長の承認を受けなければならない。

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

４

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

g) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

５

研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長は、第３項の承認を受けたときは、当該修理及び改造に関h) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要性係ある課長等に通知しなければならない。
ＪＲＲ－４管理課長は本体施設等について、放射線管理第１課長は放射線管理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合、その修理及び改造が法第55条の２第１項に定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。

６

第14条の２はない。

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。

放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、研究炉加速器技術部長の同意を得なければな

３

許可に記載がいて、修理及び改造を行おうとするときにおいて、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項に定める

うとするときも、同様とする。

２

明

左記のとおり本文】

第 14 条 ＪＲＲ－４管理課長及び放射線管理第１課長は、それぞれ本体施設等及び放射線管理施設につ説i) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにこれらの合否判定基準j) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するために必要な記録（変更なし）（保守結果の報告等）
第15条

原子力施設検査室長は、第13条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、ＪＲＲ－４管理課

長及び放射線管理第１課長に通知しなければならない。
左記のとおり２ ＪＲＲ－４管理課長及び放射線管理第１課長は、第13条第５項に係る前項の通知を受けたときは、そ許可に記載がれぞれ研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。

あり、保安規定の記載と齟齬

３ ＪＲＲ－４管理課長及び放射線管理第１課長は、第14条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し、前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ研究炉加速器技術部長及び放射線管理部長はない。

に報告し、また当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。

（報告及び通４

放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、研究炉加速器技術部長に通知しなければならない。

知対象の明確５

研究炉加速器技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告す

化）るとともに、核燃料取扱主任者に通知しなければならない。
第４章

核燃料物質の管理

別表第１～別表第 14～

第６章

放射線管理（変更なし）（変更なし）別図（その１）～別図（その３）（変更なし）

4国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表

第 12 編ＦＣＡの管理

令和４年４月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 12 編 ＦＣＡの管理変更後（下線部は変更箇所）
第１２編

許可（対応箇所抜粋）

説明

ＦＣＡの管理（許可申請書本文に記載なし。）

左記変更は記載の適正化の

目次 （変更なし）みであるため許可との齟齬

第１章 通則
第１条

～

第３条

はない。

（変更なし）（年間使用計画）第４条

臨界ホット試験技術部長は、毎年度、当該年度に先立ち、次の各号に掲げる事項を明らかにした年間使用計画を作成し、所長の承認を受けなければならない。これを変更しようとする場合も同様とする。
(1) 使用の目的(2) 使用の予定期間(3) 使用予定のサンプル等の種類(4) 使用の方法及び使用後の措置の概略(5) 定期事業者検査の予定期間(6) 第13条第１項に定める修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称及び予定期間
２

所長は、前項の承認をしようとする場合は、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

３

臨界ホット試験技術部長は、第 1 項の承認を受けた場合は、臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
第５条（変更なし）

第２章（変更なし）

2

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 12 編 ＦＣＡの管理変更後（下線部は変更箇所）
第３章 保守管理
第 11 条の２～【共通編

第 11 条の３

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ所掌する設備・機器について、次の各号に掲げる事項を定めた施設管理実施計画を策定しなければならない。
イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

使用施設等の巡視（使用施設等の保全のために実施するものに限る。）に関すること。

ニ

使用施設等の点検及び検査の方法、実施頻度及び時期（使用施設等の操作中及び操作停止中の区別を【品質管理計画】
7.業務の計画及び実施

り、保安規定の7.1 業務の計画

記載と齟齬はな(1) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。
(2) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスのい。
（記載の重複による削除）

要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(3) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。
a) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全へのホ

使用施設等の工事、点検及び検査を実施する際に行う保安の確保のための措置に関すること。

へ

使用施設等の設計、工事、巡視、点検及び検査の結果の確認及び評価の方法に関すること。

ト

ヘの確認及び評価の結果を踏まえて実施すべき処置（未然防止処置を含む。
）に関すること。

b) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

c) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

性d) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並びにある場合においては、第４条の定めにより作成する年間使用計画において特別な状態である期間とその内にこれらの合否判定基準

容を示した上で、その特別な措置として核燃料使用規則第２条の 11 の７第７号の規定に基づき特別な施設e) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

管理実施計画を定めることができる。

めに必要な記録

臨界技術第２課長は、第１項及び前項の施設管理実施計画を取りまとめ、臨界ホット試験技術部長の承認

第 11 条の４第１項ロ及びニと重複しているため、旧第２項削除に伴う項番号の繰り上げを受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
４

左記のとおり許可に記載があ

前項において、使用施設等の操作を相当期間停止する場合その他その施設管理を行う観点から特別な状態

３

明

1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）含む。）に関すること。

２

説

本文】

（変更なし）（施設管理実施計画等の策定）
第 11 条の４

許可（対応箇所抜粋）

工務第１課長及び放射線管理第２課長は、前項の承認を受ける前に、それぞれ工務技術部長及び放射線管
理部長の確認を受けなければならない。

５

臨界ホット試験技術部長は、第３項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければ
ならない。

６

臨界技術第２課長は、第３項の承認を受けたときは、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなけ
ればならない。
（保全活動の実施）

第 11 条の５

第 11 条の４旧

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、所掌する設備・機器について、施第２項削除に伴設管理実施計画に定めるところにより、保全活動を実施しなければならない。

う変更
第 11 条の６（変更なし）

3

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 12 編 ＦＣＡの管理変更後（下線部は変更箇所）（施設管理の有効性評価及び改善）
第 11 条の７

許可（対応箇所抜粋）
【共通編

本文】

明

左記のとおり許【品質管理計画】

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、ＦＣＡ（本体施設、特定施設及説

可に記載があ1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）

り、保安規定のことを確認するとともに、所長に報告しなければならない。

5.経営者等の責任記載と齟齬はな２

び放射線管理施設を含む。）について、定期的に施設管理の有効性を評価し、施設管理が有効に機能している
臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の評価の結果、必要と認める場合には改善を行わなければならない。

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）い。

5.5 責任、権限及びコミュニケーション（有効性評価及5.5.1 責任及び権限、5.5.2 管理責任者（記載省略）

び改善の明確5.5.3 管理者

化）(1) 理事長は、管理者に、所掌する業務に関して、次に示す責任及び権限を与えることを確実にする。また、必要に応じて、管理者に代わり、個別業務のプロセスを管理する責任者を置く場合は、その責任及び権限を文書で明確にする。
a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高める。

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

(2) 管理者は、前項の責任及び権限の範囲において、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、次に掲げる事項を確実に実施する。
a)

品質目標を設定し、その目標の達成状況を確認するため、業務の実施状況を監視測定する。

b)

要員が、原子力の安全に対する意識を向上し、かつ、原子力の安全への取組みを積極的に行えるようにする。

c)

原子力の安全に係る意思決定の理由及びその内容を、関係する要員に確実に伝達する。

d)

要員に、常に問いかける姿勢及び学習する姿勢を定着させるとともに、要員が、積極的に使用施設等の保安に関する問題の報告を行えるようにする。

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

(3) 管理者は、品質マネジメントシステムの有効性を評価し、新たに取り組むべき改善の機会を捉えるため、年 1 回以上（年度末及び必要に応じて）、自己評価（安全文化について強化すべき分野等に係るものを含む。）を実施する。
第 12 条（変更なし）

4

原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 12 編 ＦＣＡの管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）【品質管理計画】（修理及び改造計画）

説

明

左記のとおり許1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

可に記載があ線管理施設について、修理及び改造を行おうとする場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１7.業務の計画及び実施

り、保安規定の項に定める使用前事業者検査を伴うときは、次の各号に掲げる事項を明らかにした修理及び改造計画を作成

7.1 業務の計画

記載と齟齬はな第 13 条

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射

し、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長の確認を受けなければならない。

(4) 保安に係る組織は、使用施設等ごとに運転管理、施設管理、核燃料物質の管理等について業務に必要なプロセスの計画を策定する。

これを変更しようとするときも、同様とする。

２

イ

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称

ロ

修理及び改造の内容

ハ

予定期間(5) 保安に係る組織は、個別業務の計画と、品質マネジメントシステムのその他のプロセスの要求事項と整合性（業務の計画を変更する場合を含む。
）を確保する。
(6) 保安に係る組織は、業務の計画の策定及び変更にあたっては、次の事項のうち該当するものについて個別業務への適用の程度とその内容を明確にする。

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の確認をしようとするときは、それぞれ臨界ホット試験技術部f) 業務の計画の策定又は変更の目的及びそれによって起こり得る結果（原子力の安全への長の同意を得なければならない。
３

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、第１項の定めにより確認した修理及び改g) 業務・使用施設等に対する品質目標及び要求事項

造計画について、所長の承認を受けなければならない。
４

所長は、前項の承認をしようとするときは、核燃料取扱主任者の同意を得なければならない。

５

臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長は、それぞれ、第３項の承認を受けたときは、h) 業務・使用施設等に特有なプロセス及び文書の確立の必要性、並びに資源の提供の必要
性i) 業務・使用施設等のための使用前事業者検査等、検証、妥当性確認、監視及び測定並び当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。
６にこれらの合否判定基準

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、それぞれ本体施設、特定施設及び放射線管j) 業務・使用施設等のプロセス及びその結果が要求事項を満たしていることを実証するた

理施設について、修理及び改造が必要と認めた場合において、その修理及び改造が法第 55 条の２第１項にめに必要な記録定める使用前事業者検査を伴わないときは、正常な状態に復帰するために、修理及び改造を行うことができる。
第 13 条の２（変更なし）（保守結果の通知等）
第 14 条原子力施設検査室長は、第 12 条第５項及び前条第５項の確認を受けたときは、その結果を臨界技術

第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長に通知しなければならない。
２

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 12 条第５項に係る前項の通知を受けた
ときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長及び放射線管理部長に報告しなければならない。

３

臨界技術第２課長、工務第１課長及び放射線管理第２課長は、第 13 条の修理及び改造計画に基づく作業が終了し前条第５項に係る第１項の通知を受けたときは、それぞれ臨界ホット試験技術部長、工務技術部長
及び放射線管理部長に報告し、また、当該修理及び改造に関係ある課長等に通知しなければならない。

４

工務技術部長及び放射線管理部長は、前項の報告を受けたときは、臨界ホット試験技術部長に通知しなけ
ればならない。

５

臨界ホット試験技術部長は、第２項及び第３項の報告並びに前項の通知を受けたときは、所長に報告するとともに、核燃料取扱主任者へ通知しなければならない。

第 15 条～

第 27 条 （変更なし）

別表第１ ～ 別表第 13 （変更なし）
別図（その１）～

別図（その２）（変更なし）
5い。
（報告及び通知
対象の明確化）