ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設に係る廃止措置計画
説明資料（ＴＣＡ施設に係る廃止措置計画との対照表）

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 臨界ホット試験技術部
令和 ３ 年４月７日

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

一 氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名
氏名又は名称
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
住所
茨城県那珂郡東海村大字舟石川７６５番地１
代表者の氏名理事長 児玉 敏雄

一 氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名
氏名又は名称
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
住所
茨城県那珂郡東海村大字舟石川７６５番地１
代表者の氏名理事長 児玉 敏雄

二 工場又は事業所の名称及び所在地
名
称
原子力科学研究所
所 在 地
茨城県那珂郡東海村大字白方２番地４

二 工場又は事業所の名称及び所在地
名
称
原子力科学研究所
所 在 地
茨城県那珂郡東海村大字白方２番地４

三 試験研究用等原子炉の名称
名
称
ＴＣＡ

三 試験研究用等原子炉の名称
名
称
ＦＣＡ

四 廃止措置の対象となる試験研究用等原子炉施設及びその敷地

四 廃止措置対象施設及びその敷地

１．廃止措置対象施設
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所では、｢核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律｣（昭和 32 年６月 10 日法律第 166 号。以下 ｢原子炉等規制法｣ という。）に基づき許可（令和 2 年 8月 21 日付け原規規発第 2008214 号）を受けた原子炉設置変更許可申請書に記載しているとおり、複数の原子炉施設（ＪＲＲ－３、ＪＲＲ－４、ＮＳＲＲ等）の設置許可を受けている。
本廃止措置計画により廃止措置を申請する原子炉施設は、昭和 36 年 11 月 28 日に原子炉等規制法第 27 条第１項に基づく原子炉施設の設計及び工事の方法の認可を受けて原子炉施設を設置したＴＣＡ（軽水臨界実験装置）（以下「ＴＣＡ」という。）施設である。ＴＣＡ施設における原子炉設置変更許可の経緯を表４－１に示す。
ＴＣＡ施設は、炉室建家（炉室）、附属建家（燃料貯蔵室、作業室、第１貯蔵室、第２貯蔵室、汚染検査室、除染室、制御室、測定室、機械室（電気機械室）、居室等）、機械室、廃水タンク室、排風機エリア及び排気筒、並びにこれらの建家・エリア内外に設置されている全ての施設・設備に加えて、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリン
グポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車によって構成されている。ＴＣＡ施設の廃止措置対象施設を表４－２に示す。
これらのうち解体対象施設は、炉室建家、附属建家、機械室、廃水タンク室、排風機エリア及び排気筒、並びにこれらの建家・エリア内外に設置されている全ての施設・設備である。なお、管理区域を有する施設は、炉室、燃料貯蔵室、作業室、第１貯蔵室、第２貯蔵室、汚染検査室及び除染室である。
放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場、放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリング
ポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設であることから、廃止措置終了後にＴＣＡ施設としての許可はその効力を失うが、他の原子炉施設の共通施設として引き続き使用するため、解体対象施設とはしない。
ＴＣＡ施設の鳥瞰図を図４－１に、解体対象施設を図４－２に、管理区域の範囲を図４－３に示す。
ＴＣＡ施設は、我が国最初の軽水型動力試験炉（ＪＰＤＲ）の核特性についてより深く研究することを目的として設置され、その後、ウラン及びプルトニウムを燃料とする軽水減速炉心の基本的な核特性の研究、各種改良炉心に関する実験等に用いられ、我が国の軽水炉開発に寄与してきた。ＴＣＡは、1962 年８月 23 日に初臨界を達成した後、2010 年
11 月まで 11,835 回の運転を行った。その間の全運転時間は 10,499 時間であり、総積算出力は 13,923Wh となった。

１．廃止措置対象施設
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「機構」という。）の原子力科学研究所では、｢核原料物質、核燃
料物質及び原子炉の規制に関する法律｣（昭和 32 年法律第 166 号。以下 ｢原子炉等規制法｣ という。）に基づき許可（令和２年８月 21 日付け原規規発第 2008214 号）を受けた原子炉設置変更許可申請書に記載しているとおり、複数の原子炉施設（ＪＲＲ－３、ＪＲＲ－４、ＮＳＲＲ等）の設置許可を受けている。
本廃止措置計画により廃止措置を申請する原子炉施設は、昭和 40 年 10 月 27 日に原子炉等規制法第 27 条第１項に基づく原子炉施設の設計及び工事の方法の認可を受けて原子炉施設を設置したＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）（以下「ＦＣＡ」という。）施設である。ＦＣＡ施設における原子炉設置変更許可の経緯を表４－１に示す。
ＦＣＡ施設は、炉室建家（炉室）、附属建家（燃料取扱室、燃料貯蔵庫、セミホット実験室、制御室、汚染検査室、汚染除去室、測定室、研究室等）、機械室、DP タンク室、排風機室、アルゴンタンク室及び排気筒、並びにこれらの建家内外に設置されている全ての施設・設備に加えて、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場（以下「放射性廃棄物処理場」という。）、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主
要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車によって構成されている。ＦＣＡ施設の廃止措置対象施設を表４－２に示す。
これらのうち解体対象施設は、炉室建家、附属建家、機械室、DP タンク室、排風機室及びアルゴンタンク室の建家
内外に設置されている施設・設備である。建家については、施設・設備を解体撤去し、管理区域解除を実施するが、建家の解体は実施せずに一般施設として管理する。なお、管理区域を有する施設は、炉室、燃料取扱室、燃料貯蔵庫、
セミホット実験室、汚染検査室、汚染除去室及び測定室である。
放射性廃棄物処理場、放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーシ
ョン装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設であることから、廃止措置終了後に FＣＡ施設としての許可はその効力を失うが、他の原子炉施設の共通施設として引き続き使用するため、解体対象施設とはしない。
ＦＣＡ施設の鳥瞰図を図４－１に、解体対象施設を図４－２に、管理区域の範囲を図４－３に示す。
ＦＣＡ施設は、高速炉に関する炉物理的基礎データ及び実験炉と原型炉や将来の実用炉のための設計データ並びに制御安全性に関するデータを実験的に求める目的として建設され、1967 年（昭和 42 年）４月 29 日に 20％濃縮ウラン燃料を使用した炉心で初臨界に達した後、2011 年 3 月まで運転を行った。その間の全運転時間は 29,160 時間 21分であり、総積算出力は 172,015Wh となった。

２．廃止措置対象施設の敷地
敷地内には、正門の南東約 450ｍにＪＲＲ－２原子炉施設が設けられ、その周辺にはＪＲＲ－３原子炉施設（南約 200ｍ）及びＪＲＲ－４原子炉施設（南約 300ｍ）の各施設がある。また、正門の東約 800ｍの海岸寄りの位置にＮＳＲＲ原子炉施設が設けられている。この周辺にはＴＣＡ施設（南約 300ｍ）、ＦＣＡ施設（南約 350ｍ）、ＳＴＡＣＹ施設及びＴＲＡＣ
Ｙ施設（南約 900ｍ）、並びに共通施設としての放射性廃棄物の廃棄施設である放射性廃棄物処理場（以下「放射性廃棄物処理場」という。）（南約 600ｍ）の各施設がある。ＮＳＲＲ原子炉施設の北約 1,000ｍには、第２保管廃棄施設及び使用済燃料貯蔵施設（ＪＲＲ－３原子炉附属施設）がある。また、正門の東約 250ｍには、気象観測塔址がある。
主要な原子炉施設から西側敷地境界までの最短距離は、ＪＲＲ－２原子炉施設が約320ｍ、ＪＲＲ－３原子炉施設が約340ｍ、ＪＲＲ－４原子炉施設が約 330ｍ、ＮＳＲＲ原子炉施設が約 580ｍ、ＳＴＡＣＹ施設及びＴＲＡＣＹ施設が約 480ｍ
である。

２．廃止措置対象施設の敷地
敷地内には、正門の南東約 450ｍにＪＲＲ－２原子炉施設が設けられ、その周辺にはＪＲＲ－３原子炉施設（南約 200ｍ）及びＪＲＲ－４原子炉施設（南約 300ｍ）の各施設がある。また、正門の東約 800ｍの海岸寄りの位置にＮＳＲＲ原子炉施設が設けられている。この周辺にはＴＣＡ施設（南約 300ｍ）、ＦＣＡ施設（南約 350ｍ）、ＳＴＡＣＹ施設及びＴＲＡＣ
Ｙ施設（南約 900ｍ）、並びに共通施設としての放射性廃棄物処理場（南約 600ｍ）の各施設がある。ＮＳＲＲ原子炉施設の北約 1,000ｍには、第２保管廃棄施設及び使用済燃料貯蔵施設（ＪＲＲ－３原子炉附属施設）がある。また、正門の東約 250ｍには、気象観測塔址がある。
主要な原子炉施設から西側敷地境界までの最短距離は、ＪＲＲ－２原子炉施設が約320ｍ、ＪＲＲ－３原子炉施設が約340ｍ、ＪＲＲ－４原子炉施設が約 330ｍ、ＮＳＲＲ原子炉施設が約 580ｍ、ＳＴＡＣＹ施設及びＴＲＡＣＹ施設が約 480ｍ
である。

１

備 考
蛍光ペン青：新審査基
準対応箇所

記載の適正化FCA の廃止措置計画
は「建家の管理区域解除」までとした

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

ＮＳＲＲ原子炉施設の放水口はＮＳＲＲ原子炉施設の東側海岸にあり、その南方約 90ｍの海岸にＦＣＡ施設及びＴＣ
ＮＳＲＲ原子炉施設の放水口はＮＳＲＲ原子炉施設の東側海岸にあり、その南方約 90ｍの海岸にＦＣＡ施設及びＴＣ
Ａ施設が共用している放水口、さらに南方約 560ｍの海岸にその他の原子炉施設の放水口がある。
Ａ施設が共用している放水口、さらに、南方約 560ｍの海岸にその他の原子炉施設の放水口がある。
なお、ＮＳＲＲ原子炉施設の北約 250ｍには日本原子力発電株式会社の敷地が、正門の北東約 400ｍには東京大
なお、ＮＳＲＲ原子炉施設の北約 250ｍには日本原子力発電株式会社の敷地が、正門の北東約 400ｍには東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の敷地がある。
学大学院工学系研究科原子力専攻の敷地がある。
原子力科学研究所の敷地図を図４－４に示す。
原子力科学研究所の敷地図を図４－４に示す。
３．廃止措置の基本方針
ＴＣＡ施設の廃止措置における基本方針は、次のとおりである。
(1) ＴＣＡ施設の廃止措置は、本廃止措置計画の認可以降、本廃止措置計画に基づき実施する。
(2) 残存する各施設・設備について、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を原子力科学研究所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）に基づき維持し、廃止措置中のＴＣＡ施設の放射線管理、廃棄物管理等を適切に行う。また、安全対策として汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策等を講じ、施設の運転期間中に準じた安全確保を図る。
(3) 燃料は、原子力科学研究所のＳＴＡＣＹ施設に引き渡す。

３．廃止措置の基本方針
ＦＣＡ施設の廃止措置における基本方針は、次のとおりである。
(1) ＦＣＡ施設の廃止措置は、本廃止措置計画の認可以降、本廃止措置計画に基づき実施する。
(2) 残存する各施設・設備について、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を原子力科学研究所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）に基づき維持し、廃止措置中のＦＣＡ施設の放射線管理、廃棄物管理等を適切に行う。また、安全対策として汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策等を講じ、施設の運転期間中に準じた安全確保を図る。
(3) 使用済燃料については、国内の許可を有する事業者に引き渡す。引渡しまでの間は、FCA 施設の核燃料物質貯 燃料引渡し先は「国内
蔵施設において貯蔵する。なお、使用済の 235Ｕ濃縮度 93％ウラン燃料及びプルトニウム燃料は、我が国が原子力の の許可を有する事業者」とした
平和利用に関する協力のための協定を締結している国である米国のエネルギー省への引渡しが完了している。

４．廃止措置計画の概要
４．廃止措置計画の概要
ＴＣＡ施設の廃止措置は、第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）、第２段階（維持管理段階）、第３
ＦＣＡ施設の廃止措置は、第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）、第２段階（燃料搬出 FCA 廃止措置計画は２段階に区分して実施
段階（解体撤去段階）の順に３段階に区分して実施する。各段階の概要は、次のとおりである。
から管理区域解除までの段階）の順に２段階に区分して実施する。各段階の概要は、次のとおりである。
(1) 第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）
本廃止措置計画の認可を得た時点で第１段階とし、原子炉の機能停止措置及び燃料搬出を行う。
原子炉の機能停止措置として、炉心タンク内への燃料の再装荷を不可とするため、炉心タンク上部開放部の閉止措置を実施する。閉止措置は、炉心タンク内に挿入されている安全板（３基）、核計装検出器（６本）、水位制限装置（３基）、温度計（３本）及び起動用中性子源のガイド管（１本）を取り外した後、炉心タンク上部にステンレス製の蓋を溶接で取り付けることにより行う。炉心タンク内に設置されている格子板については、取り外しは行わない。なお、炉心の現状は、全ての燃料が取り出し済みであり、軽水も排水状態である。
燃料は、「八．核燃料物質の管理及び譲渡し」に基づき、原子力科学研究所のＳＴＡＣＹ施設に引き渡す。
また、解体対象施設の汚染状況調査を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量を測定し、解析結果との比較を行う。

(2) 第２段階（維持管理段階）
燃料の搬出が完了した時点で、第１段階から第２段階へ移行する。第２段階では、第３段階の解体撤去工事に着手するまでの間、各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備について維持管理を行う。第２段階の期間は、日本原子力研究開発機構の施設中長期計画に従って 2025 年度までの予定とする。
第２段階において、第３段階における解体撤去のための準備作業として、解体対象施設の汚染状況を調査した上で解体手順の検討を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量を測定し、解析結果との比較を行う。その後、これらの調査結果を踏まえた解体方法及び手順、並びに解体廃棄物の管理方法の検討を行うとともに、放射性廃棄物処理場への搬出計画の検討及び調整を行う。また、上記の事項を踏まえた、解体撤去工事を実施するための廃止措置計画変更及び保安規定変更を行う。なお、この間、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づく解体作業員の被ばく低減のため、放射化汚染物質の放射能の減衰も図る。

(1) 第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）
本廃止措置計画の認可を得た時点で第１段階とし、原子炉の機能停止措置及び炉室設備の解体撤去を行う。
原子炉の機能停止措置として、炉心への燃料の再装荷を不可とするため、燃料装荷部分に Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定を行う。また、制御設備の機能停止措置として、制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去を実施する。なお、使用済燃料は炉心から全て取出し済みである。

機能停止措置実施後、解体対象設備の汚染状況調査を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量を測定し、解析結果との比較を行う。その後、これらの調査結果を踏まえた解体方法及び手順、並びに解体廃棄物の管理方法の検討を行うとともに、放射性廃棄物処理場への搬出計画の検討及び調整を行う。また、上記の事項を踏まえた、解体撤去工事を実施するための廃止措置計画変更及び保安規定変更を行う。なお、この間、ALARA（As Low
As Reasonably Achievable）の考え方に基づく解体作業員の被ばく低減のため、放射化汚染物質の放射能の減衰も図る。汚染状況調査後、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申請の認可を受け、解体撤去工事 変更認可申請①に着手する。
(2) 第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）
使用済燃料の搬出予定時期である 2026 年度を目途に、燃料搬出の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申請の認可を受けた時点で、第 1 段階から第 2 段階に移行する。
使用済燃料は、「八 核燃料物質の管理及び譲渡し」に基づき、国内の許可を有する事業者に引き渡す。
第２段階の解体撤去工事に着手するまでの間、解体撤去のための準備作業として、解体対象施設の汚染状況を調査した上で解体手順の検討を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量を測定し、解析結果との比較を行う。その後、これらの調査結果を踏まえた解体方法及び手順、並びに解体廃棄物の管理方法の検討を行うとともに、放射性廃棄物処理場への搬出計画の検討及び調整を行う。また、上記の事項を踏まえた、解体撤去工事を実施するための廃止措置計画変更及び保安規定変更を行う。なお、この間、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づく解体作業員の被ばく低減のため、放射化汚染物質の放射能の減衰も図る。

変更認可申請②
燃料引渡し先は「国内の許可を有する事業者」とした

変更認可申請③(3) 第３段階（解体撤去段階）
附属建家、機械室、DP タンク室、排風機室及びアルゴンタンク室の建家内外に設置されている施設・設備の解体撤
解体撤去工事の着手予定時期である 2026 年度を目途に、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認
可申請の認可を受けた時点で、第２段階から第３段階に移行し、解体撤去工事に着手する。
去工事の着手予定時期である 2030 年度を目途に、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申請の 変更認可申請③
認可を受け、解体撤去工事に着手する。

２

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
五. 解体の対象となる施設及びその解体の方法

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

五 解体の対象となる施設及びその解体の方法

１．解体の対象となる施設
１．解体の対象となる施設
解体撤去工事では、炉室建家、附属建家、機械室、DP タンク室、排風機室及びアルゴンタンク室の建家内外に設解体撤去工事では、炉室建家、附属建家、機械室、廃水タンク室、排風機エリア及び排気筒、並びにこれらの建家・エリア内外に設置されている全ての施設・設備を解体撤去し、管理区域を有する施設は汚染状況を確認したうえで管 置されている施設・設備を解体撤去し、管理区域を有する施設は汚染状況を確認した上で管理区域を順次解除する。
理区域を順次解除する。その後、全ての建家を解体し、土地に汚染の無いことを確認する。
解体に当たっては、施設・設備を撤去し、管理区域解除までを行うが、建家の解体は実施せずに一般施設として管理 FCA の廃止措置計画
は「建家の管理区域解する。
除」までとした
２．解体の方法
２．解体の方法
第１段階に係る解体撤去工事については、使用済燃料の全量が炉心から取り出され、燃料貯蔵庫にて未臨界を維持し安全に貯蔵されていること、及び「九 核燃料物質による汚染の除去 １．汚染の状況」に示すとおり、放射線被ばくのリスクが極めて小さい施設の状況を考慮し、管理区域内に設置されている施設・設備は、「九 核燃料物質による汚染の除去 ２．汚染の除去の方法」に示す方法により汚染を除去した後、解体撤去を行う。
第３段階に係る解体撤去工事については、燃料の搬出が完了していること、及び「九．核燃料物質による汚染の除第２段階に係る解体撤去工事については、燃料の搬出が完了していること、及び「九 核燃料物質による汚染の除去 １．汚染の状況」に示すとおり、放射線被ばくのリスクが極めて小さい施設の状況を考慮し、管理区域内に設置され 去 １．汚染の状況」に示すとおり、放射線被ばくのリスクが極めて小さい施設の状況を考慮し、管理区域内に設置されている施設・設備は「九．核燃料物質による汚染の除去 ２．汚染の除去の方法」に示す方法により汚染を除去した後、 ている施設・設備は、「九 核燃料物質による汚染の除去 ２．汚染の除去の方法」に示す方法により汚染を除去した
解体撤去を行う。管理区域内の施設・設備の解体撤去後、汚染の状況の確認のうえ、保安規定に定める管理区域を順 後、解体撤去を行う。管理区域内の施設・設備の解体撤去後、汚染の状況の確認のうえ、保安規定に定める管理区域
次解除する。
を順次解除する。
建家解体は実施しな
その後、建家等の構造物は、粉塵障害対策等の一般安全対策を講じたうえで、ジャイアントブレーカ等の大型重い機、クレーン等を用いて解体する。これらの解体に当たっては、ＦＣＡ施設等の周辺施設への影響を考慮したうえで実施する。解体後、土地に汚染の無いことを確認する。
放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場へ引き渡す。放射性廃棄物の放射性廃棄物処理場への引き渡しが全て完
放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場へ引き渡す。放射性廃棄物の放射性廃棄物処理場への引渡しが全て完了
了することでＴＣＡ施設の共通施設から放射性廃棄物処理場を解除し、放射性廃棄物処理場は、他の原子炉施設の することでＦＣＡ施設の共通施設から放射性廃棄物処理場を解除し、放射性廃棄物処理場は、他の原子炉施設の共通
共通施設とする。なお、放射性廃棄物処理場に引き渡した放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理する。
施設とする。なお、放射性廃棄物処理場に引き渡した放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理する。
廃止措置を終了した後、原子炉等規制法第 43 条の３の２第３項において準用する同法第 12 条の６第８項に基づく廃止措置を終了した後、原子炉等規制法第 43 条の３の２第３項において準用する同法第 12 条の６第８項に基づく廃止措置の終了の確認（以下｢廃止措置終了確認｣という。)を受ける。
廃止措置の終了の確認（以下「廃止措置終了確認」という。）を受ける。
なお、第３段階に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行
なお、第１段階及び第２段階で行う解体撤去工事に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本変更認可申請①、③
うことにより示すこととする。
廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。
廃止措置終了後の状態を図５－１に示す。
廃止措置終了後の状態を図５－１に示す。
３．安全対策
３．安全対策廃止措置期間中においては、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策、並びに原子炉施廃止措置期間中においては、以下に示す汚染の拡大防止対策、被ばく低減対策、事故防止対策、並びに原子炉施設への第三者の不法な接近及び侵入の防止対策を講じるとともに、施設の運転期間中に準じた安全確保を図る。
設への第三者の不法な接近及び侵入の防止対策を講じるとともに、施設の運転期間中に準じた安全確保を図る。
3.1 汚染の拡大防止対策
3.1 汚染の拡大防止対策
汚染の拡大防止対策を含む作業計画を立案し、必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ
汚染の拡大防止対策を含む作業計画を立案し、必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用等の措置を行い、汚染拡大を防止する。
付局所排気装置の使用等の措置を行い、汚染拡大を防止する。
3.2 被ばく低減対策作業に当たっては、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づき、放射線業務従事者及び一般公衆の被ばくの低減に努める。このため、あらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、残存放射性物
質の量及び放射性廃棄物の発生量を評価し、作業計画の立案に資する。また、作業計画に基づき、適切な遮蔽体の設置、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用、並びに防護マスク及び防護衣の着用等により、放射線業務従事者の外部及び内部被ばくを低減する。さらに気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物の廃棄設備を適切に用いることにより、気体状及び液体状の放射性物質の施設外への放出を抑制し、一般公衆の被ばくの低減を図る。

3.2 被ばく低減対策作業に当たっては、ALARA（As Low As Reasonably Achievable）の考え方に基づき、放射線業務従事者及び一般公衆の被ばくの低減に努める。このため、あらかじめ作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、残存放射性物
質の量及び放射性廃棄物の発生量を評価し、作業計画の立案に資する。また、作業計画に基づき、適切な遮蔽体の設置、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用、並びに防護マスク及び防護衣の着用等により、放射線業務従事者の外部及び内部被ばくを低減する。さらに、気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物の廃棄設備を適切に用いることにより、気体状及び液体状の放射性物質の施設外への放出を抑制し、一般公衆の被ばくの低減を図る。

3.3 事故防止対策作業に当たっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労働災害に対する防止対策を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行う。さらに、必要に応じて、訓練及び試行・試験を行い、安全対策の徹底を図る。また、その他の一般労働災害防止対策として、停電対策、感電防止対策、墜落・落下防止対策、火災・爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業安全対策及び地震等の自然事象に対する安全対策

3.3 事故防止対策作業に当たっては、あらかじめ事故の誘因となる人為事象及び自然事象に留意して労働災害に対する防止対策を検討し、それに基づいた作業計画を立案し、安全確保に必要な措置を行う。さらに、必要に応じて、訓練及び試行・試験を行い、安全対策の徹底を図る。また、その他の一般労働災害防止対策として、停電対策、感電防止対策、墜落・落下防止対策、火災・爆発防止対策、粉塵障害防止対策、閉所作業安全対策及び地震等の自然事象に対する安全対策３

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色を検討し、必要な対策を講じる。

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考を検討し、必要な対策を講じる。

3.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策
3.4 原子炉施設への不法な接近及び侵入の防止対策
管理区域の出入口において出入管理を行うとともに、適切な施錠管理を行い、第三者の不法な接近及び侵入を防管理区域の出入口において出入管理を行うとともに、適切な施錠管理を行い、第三者の不法な接近及び侵入を防
止する。
止する。
六. 廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設

六 性能維持施設

１．廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理
１．廃止措置期間中の原子炉施設の維持管理
廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）については、原子炉廃止措置期間中に性能を維持すべき試験研究用等原子炉施設（以下「性能維持施設」という。）については、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減 施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとする。
といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとする。
七. 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

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

性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表７－１に示す。
原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置中維持管理し、TＣＡ施設の廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理する。
また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入する場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを解体撤去工事に着手するまでに、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間を表７－１に示す。
原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうち、モニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止
措置中維持管理し、FＣＡ施設の廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理する。
また、解体撤去工事を実施するに当たって、専ら廃止措置のために使用する施設又は設備を導入する場合においては、当該施設又は設備の設計及び工事の方法に関することを、解体撤去工事に着手するまでに、本廃止措置計画の 変更認可申請①、③
変更認可申請を行うことにより示すこととする。

４

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
八. 核燃料物質の管理及び譲渡しＦＣＡ廃止措置計画
八 核燃料物質の管理及び譲渡し

１．核燃料物質の譲渡しの方針
１．核燃料物質の譲渡しの方針
燃料は、最終運転後に炉心から取出し、現在は炉心から取出した燃料を含む保有する全ての燃料をＴＣＡ施設の核使用済燃料は、最終運転後に炉心から取り出し、現在は炉心から取り出した使用済燃料を含む保有する全ての燃
燃料物質の貯蔵施設において貯蔵中である。
料をＦＣＡ施設の核燃料物質の貯蔵施設において貯蔵中である。
燃料については、その全量を原子力科学研究所のＳＴＡＣＹ施設に引き渡す。また、使用履歴等の情報も引き渡し、
使用済燃料については、その全量を国内の許可を有する事業者に引き渡す。使用済燃料を引き渡すまでの間は、引き渡した燃料は、ＳＴＡＣＹ施設の燃料として管理する。
現行許可のとおり施設内で貯蔵管理を継続し、引渡し先が確定した後、使用済燃料の引渡しを行う廃止措置第２段階の前に、引渡し先に係る原子炉設置変更許可及び廃止措置計画変更認可を申請し、使用済燃料の引渡し先を明記する。なお、使用済の 235Ｕ濃縮度 93％ウラン燃料及びプルトニウム燃料は、我が国が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国である米国のエネルギー省への引渡しが完了している。

２．核燃料物質の譲渡しのための措置
核燃料物質のＳＴＡＣＹ施設への引渡しに当たっては、以下の措置を実施する。

備 考

設置許可の「使用済燃料の処分の方法」との整合は、燃料搬出直前に行うことを明記

２．核燃料物質の譲渡しのための措置
使用済燃料の国内の許可を有する事業者への引渡しに当たっては、以下の措置を実施する。

(1) 核燃料物質の存在場所と種類、数量の確認(1) 核燃料物質の存在場所と種類、数量の確認
使用済燃料は、ＴＣＡ施設の燃料貯蔵室の燃料要素格納容器 11 体に 1,857 本（酸化ウラン燃料 1,723 本（ウラン量
使用済燃料は、FＣＡ施設の燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮ウラン収納容器に濃縮ウラン金属燃料約 0,000kg、
約 0,000kg）、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料 104 本（プルトニウム量約 0kg、ウラン量約 00kg）、酸化トリウム燃料 天然ウラン金属燃料約00,000kg、劣化ウラン金属燃料約00,000kg、劣化ウラン酸化物燃料約0,000kg を貯蔵している。
30 本（トリウム量約 00kg））を貯蔵している。

(2) 核燃料物質の貯蔵
使用済燃料は、搬出までの間、燃料貯蔵室の燃料要素格納容器に貯蔵する。

(2) 核燃料物質の貯蔵
使用済燃料は、搬出までの間、燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮ウラン収納容器に貯蔵する。

(3) 核燃料物質の搬出、輸送(3) 核燃料物質の搬出、輸送
使用済燃料は、輸送容器に収納のうえ、2026 年度までに搬出する予定である。使用済燃料の搬出及び輸送に当た
使用済燃料は、輸送容器に収納のうえ、2022 年度までに搬出する予定である。使用済燃料の搬出及び輸送に当たっては、保安規定等に従った措置を講ずる。
っては、保安規定等に従った措置を講ずる。
(4) 核燃料物質の譲渡し先の選定
使用済燃料の引渡し先は、原子力科学研究所のＳＴＡＣＹ施設とする。

(4) 核燃料物質の譲渡し先の選定
使用済燃料の引渡し先は、国内の許可を有する事業者とする。

５

燃料引渡し先は「国内の許可を有する事業者」とした

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
九. 核燃料物質による汚染の除去

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

九 核燃料物質による汚染の除去

１．汚染の状況
施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。
放射化汚染物質は、主として、原子炉運転中に中性子照射により施設・設備が放射化することにより発生する。その評価対象機器は、炉室内に設置されている原子炉本体（１／２格子管集合体）、１／２格子管集合体周辺機器（移動テーブル駆動機構等）、Pu 燃料装荷用生体遮蔽板、燃料移送設備、構造物等である。
二次汚染物質は、主として、炉心変更に伴う燃料の装荷・装脱によりウラン燃料の酸化膜、放射化汚染物質等が施設・設備の表面に付着することによって発生する。その評価対象機器は、燃料と接触する炉心物質装填用引出し、燃料装填用デスク、Pu 燃料取扱・装填用フード、作業台、１／２格子管集合体、格子管集合体冷却設備、燃料移送設備、燃料貯蔵庫等である。
炉室内に設置されている施設・設備及び炉室は、「添付書類四．核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関
炉室内に設置されている施設・設備及び炉室は、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、放射する説明書」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、極少量の放射化汚染が存在するが、放射性腐食生成物等 化汚染及びウラン燃料の酸化膜、放射化汚染物質等による二次汚染は極めてわずかであると評価できる。
による二次汚染も極めてわずかであると評価できる。
また、汚染検査室、汚染除去室及び DP タンク室等の液体廃棄物の廃棄設備、排風機室等の気体廃棄物の廃棄設
また、燃料貯蔵室、作業室、第１貯蔵室、第２貯蔵室、汚染検査室、除染室、廃水タンク室及び炉室地階内の液体廃 備は、使用来歴及び放射線管理記録等から二次汚染量は極めてわずかであると評価できる。
棄物の廃棄設備、排風機エリア内等の気体廃棄物の廃棄設備は、使用来歴及び放射線管理記録等から二次汚染量
は極めてわずかであると評価できる。
汚染の状況の評価結果は、次のとおりである。ここでは本廃止措置計画の認可申請の近傍時期となる原子炉停止後汚染の状況の評価結果は、次のとおりである。ここでは、本廃止措置計画の認可申請の近傍時期となる原子炉停止
約６年（2017 年３月末）経過時及び解体撤去工事時期（2026 年４月以降）を想定し安全側となるように原子炉停止後約 後約８年（2019 年３月末）経過時、原子炉停止後約 12 年（2023 年３月末）経過時を評価時期とする。主な施設の推定汚
10 年（2021 年３月末）経過時を評価時期とする。主な施設の推定汚染分布を図 9－１に示す。
染分布を図９－１に示す。
１．汚染の状況
施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。
放射化汚染物質は、主として、原子炉運転中に中性子照射により施設・設備が放射化することにより発生する。その評価対象機器は、炉室内に設置されている原子炉本体（炉心タンク等）、炉心タンク回り機器（水位微調整ピストン、オーバーフロータンク等）、炉心タンク架台、配管、ダンプタンク、構造物等である。
二次汚染物質は、主として、原子炉の運転に伴い発生した放射性腐食生成物等が施設・設備の表面に付着すること
によって発生する。その評価対象機器は、炉心タンク水と接触する炉心タンク、ダンプタンク、純水装置（脱塩器）、廃水タンク、廃水ピット、配管等である。

評価対象機器は「貯蔵庫～炉心まで燃料を輸送するときに燃料が触れうる範囲」とした

1.1 放射化汚染物質
原子炉停止後約６年（2017 年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は約 1.5×107Bq、主要な放射性核種は、Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。放射能量が大きい機器は炉心タンク及び炉心タンク回り機器類である。また、原子炉停止後約 10 年（2021 年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は約 1.0×107Bq となり、主要な放射性核種は、Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。なお、放射化汚染物質の総重量は約４ｔである。

1.1 放射化汚染物質
原子炉停止後約８年（2019 年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は約 3.1×109Bq、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。放射能量が大きい機器は１／２格子管集合体である。また、原子炉停止後約 12年（2023 年３月末）経過時の放射化汚染物質の推定放射能量は約 2.4×109Bq となり、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。なお、放射化汚染物質の総重量は約 218ｔである。

1.2 二次汚染物質
原子炉停止後約６年（2017 年３月末）経過時の二次汚染物質の推定放射能量は約 6.1×105Bq、主要な放射性核種
は、Co-60 等である。
二次汚染物質の放射能量は、表面密度に評価対象機器の表面積を乗じて評価した。表面密度については、表面汚染検査計等により測定した結果、評価対象機器である炉心タンク、ダンプタンク、純水装置（脱塩器）、廃水タンク、廃水ピット、配管等のうち最も二次汚染の影響が大きいと想定される炉心タンクにおいて有意な汚染は検出されなかった。このため、二次汚染物質の放射能量の評価における表面密度は、測定時の検出限界値 0.4Bq/cm2 を用いた。な
お、二次汚染物質の総重量は約６ｔである。

1.2 二次汚染物質
原子炉停止後約８年（2019 年３月末）経過時の二次汚染物質の推定放射能量は約 1.2×107Bq、主要な放射性核種
二次汚染の原因が燃は U-235、Co-60 等である。
二次汚染物質の放射能量は、表面密度に評価対象機器の表面積を乗じて評価した。表面密度については、表面汚 料由来なので、U-235
染検査計等により測定した結果、評価対象機器である炉心物質装填用引出し、燃料装填用デスク、Pu 燃料取扱・装填 も対象核種とした用フード、作業台、１／２格子管集合体、格子管集合体冷却設備、燃料移送設備、燃料貯蔵庫等のうち最も二次汚染の影響が大きいと想定される炉心物質装填用引出しにおいても有意な汚染は検出されなかった。このため、二次汚染
物質の放射能量の評価における表面密度は、測定時の検出限界値 U-235 で 0.04Bq/cm2、Co-60 で 0.4Bq/cm2 を用いた。なお、二次汚染物質の総重量は約 96ｔである。

２．汚染の除去の方法
放射化汚染物質については、放射化汚染を生じている施設・設備の放射化汚染を生じている部分を取り除くための切断、又は放射化汚染を生じている施設・設備全体の解体撤去により、汚染の除去を行う。
二次汚染物質については、可能な限り、洗浄、拭き取り等により汚染の除去を行う。
汚染の除去に当たっては、「１．汚染の状況」に示した汚染の状況の評価結果を勘案し、汚染の除去の方法、被ばく低減対策等の安全管理上の措置を検討したうえで実施する。
なお、汚染の除去の方法に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認
可申請を行うことにより示すこととする。

２．汚染の除去の方法
放射化汚染物質については、放射化汚染を生じている施設・設備の放射化汚染を生じている部分を取り除くための切断、又は放射化汚染を生じている施設・設備全体の解体撤去により、汚染の除去を行う。
二次汚染物質については、可能な限り洗浄、拭取り等により汚染の除去を行う。
汚染の除去に当たっては、「１．汚染の状況」に示した汚染の状況の評価結果を勘案し、汚染の除去の方法、被ばく低減対策等の安全管理上の措置を検討した上で実施する。
なお、汚染の除去の方法に係る詳細事項については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認
可申請を行うことにより示すこととする。

６

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
十. 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄
核燃料物質によって汚染された物（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物）の廃棄の方法
は、それぞれ以下のとおりである。
１．放射性気体廃棄物
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）に発生する放射性気体廃棄物は、施設の運転段階における原子炉停止時の発生量と同程度であり、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」（平成 27 年８月 31 日原子力規制委員会告示第８号。以下「線量告示」という。）に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。図 10－１に気体廃棄物の廃棄設備の系統図を示す。
廃止措置の第３段階（解体撤去段階）に発生する放射性気体廃棄物は、主として、管理区域内で発生した放射化汚染物質を含む金属等の切断時に発生する放射性物質であるが、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

廃止措置計画の工程が異なるため TCA と核燃料物質によって汚染された物（放射性気体廃棄物、放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物）の廃棄の方法 の差異がある（以下本
文・添付書類について
は、それぞれ以下のとおりである。
同様）
１．放射性気体廃棄物
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）に発生する放射性気体廃棄物は、
主として、管理区域内で発生した放射化汚染物質を含む金属等の切断時に発生する放射性物質であるが、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」（平成 27 年
原子力規制委員会告示第８号。以下「線量告示」という。）に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。図 10－１に気体廃棄物の廃棄設備の系統図を示す。
廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）に発生する放射性気体廃棄物は、主として、管理区
域解除のための炉室のコンクリートはつり作業時に発生する放射性物質であるが、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出する。
十 核燃料物質等の廃棄

２．放射性液体廃棄物
２．放射性液体廃棄物
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）に発生する放射廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）に発生する放射性液体廃棄物は、性液体廃棄物は、主として手洗い水であり、施設の運転段階における原子炉停止時の発生量と同程度である。
主として、解体撤去等を行う作業員が管理区域から退出する際の手洗い水及び汚染の除去等に伴う解体撤去工事の付随廃液である。
放射性液体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃水タンクに一時貯留し、放射性物質
放射性液体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所の一般排水溝へ の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所の一般排水溝へ排出する。排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ運搬して処理す 排出する。排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ運搬して処理する。図 10－２に液体廃棄物の廃棄設備の系統図を示す。
る。図 10－２に液体廃棄物の廃棄設備の系統図を示す。
廃止措置の第３段階（解体撤去段階）に発生する放射性液体廃棄物は、主として、解体撤去等を行う作業員が管理廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）に発生する放射性液体廃棄物は、主として、解体撤区域から退出する際の手洗い水、汚染の除去等に伴う解体撤去工事の付随廃液であるが、従来の方法と同様、液体 去等を行う作業員が管理区域から退出する際の手洗い水及び汚染の除去等に伴う解体撤去工事の付随廃液である廃棄物の廃棄設備の廃水タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以 が、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に下のものについては、原子力科学研究所の一般排水溝へ排出する。排水中の濃度限度を超えるものについては、原 定める排水中の濃度限度以下のものについては原子力科学研究所の一般排水溝へ排出する。廃液タンクに一時貯
子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ運搬して処理する。
留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ搬出し処理する。
３．放射性固体廃棄物
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）で発生する放射性固体廃棄物は、主として、施設の維持管理に伴い発生する少量かつ汚染レベルの低いものである。
廃止措置の第１段階及び第２段階に発生する放射性固体廃棄物は、運転段階に発生する廃棄物と同等の発生量である。なお、発生量に対する保管容量は十分であり、保管容量を超えないよう管理を行う。これらの放射性固体廃棄物
は、保安規定で定める廃棄物保管場所である作業室で保管し、順次原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に引き渡す。引き渡した放射性固体廃棄物は放射性廃棄物処理場が管理する。

３．放射性固体廃棄物
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）で発生する放射性固体廃棄物は、施設・設備の解体撤去によって発生する金属、コンクリート等の解体撤去廃棄物及び解体撤去工事に伴う付随物等が発生する。また、廃止措置の第１段階の期間中においても、残存している施設・設備の維持管理に伴い汚染レベルの低い廃棄物が発生する。これらの放射性固体廃棄物は、保安規定で定める廃棄物保管場所である燃料取扱室のほか、炉室で保管し、順次原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に引き渡す。なお、炉室内に設置されている放射化汚染物である解体対象機器の廃棄物は、炉室以外に保管しない。引き渡した放射性固体廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理する。保管に当たっては、炉室を廃棄物保管場所として保安規定で指定するとともに、対象とする固体
廃棄物の管理方法を保安規定等に定め、安全上必要な措置を講じた上で適切に管理する。
放射化汚染した廃棄物の保管場所となる炉室は、原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮蔽及び閉じ込めの機能を有しており、これらの機能は廃止措置期間中も維持される。さらに、解体対象機器の放射能量は、今後増加するおそれはない。

廃止措置の第３段階（解体撤去段階）で発生する放射性固体廃棄物は、施設・設備の解体撤去によって発生する金属、コンクリート等の解体撤去廃棄物及び解体撤去工事に伴う付随物等が発生する。また、廃止措置の第３段階の期間中においても、残存している施設・設備の維持管理に伴い汚染レベルの低い廃棄物が発生する。これらの放射性固体廃棄物は、保安規定で定める廃棄物保管場所である作業室のほか、炉室で保管し、順次原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に引き渡す。なお、炉室内に設置されている放射化汚染物である解体対象機器の廃棄物は、炉室以外に保管しない。引き渡した放射性固体廃棄物は放射性廃棄物処理場が管理する。保管に当たっては、炉室を廃棄廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）で発生する放射性固体廃棄物は、施設・設備の解体撤去によって発生する金属、コンクリート等の解体撤去廃棄物及び解体撤去工事に伴う付随物等である。また、廃止措
置の第２段階の期間中においても、残存している施設・設備の維持管理に伴い、汚染レベルの低い廃棄物が発生する。これらの放射性固体廃棄物は、保安規定で定める廃棄物保管場所である燃料取扱室のほか、炉室で保管し、順次 第２段階でも炉室は廃
原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に引き渡す。なお、炉室の管理区域解除のためのコンクリート掘削に伴う廃 棄物保管場所とする
棄物は、炉室以外に保管しない。引き渡した放射性固体廃棄物は、放射性廃棄物処理場が管理する。保管に当たっ

７

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

物保管場所として保安規定で指定するとともに、対象とする固体廃棄物の管理方法を保安規定等に定め、安全上必要 ては、炉室を廃棄物保管場所として保安規定で指定するとともに、対象とする固体廃棄物の管理方法を保安規定等にな措置を講じた上で適切に管理する。
定め、安全上必要な措置を講じた上で適切に管理する。
放射化汚染した廃棄物の保管場所となる炉室は、原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮蔽及び閉じ込めの機能を有しており、これらの機能は廃止措置期間中も維持される。さらに、解体対象機器の放射能量は、今後増加するおそれはない。
固体廃棄物のうち、放射性物質として扱う必要のある物は、放射性物質による汚染の程度により区分を行い、原子力
固体廃棄物のうち、放射性物質として扱う必要のある物は、放射性物質による汚染の程度により区分し、原子力科学
科学研究所の放射性廃棄物処理場へ引き渡し、処理した後、保管廃棄施設で保管廃棄する。その際、保管廃棄施設 研究所の放射性廃棄物処理場へ引き渡し、処理した後、保管廃棄施設で保管廃棄する。その際、保管廃棄施設の保の保管廃棄容量を超えることがないように、解体撤去工事計画の管理を行う。また、その発生から保管等の各段階の 管廃棄容量を超えることがないように、解体撤去工事計画の管理を行う。また、その発生から保管等の各段階の取扱取扱いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止するための措置として、ビニールシートに いにおいて、飛散、汚染の拡大及び放射線による被ばくを適切に防止するための措置として、ビニールシートによる梱包、容器への収納、汚染検査及び線量当量率の測定を行う。
よる梱包、容器への収納、汚染検査及び線量当量率の測定を行う。
放射化汚染した廃棄物の保管場所となる炉室は、原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮へい及び閉じ込めの機能を有しており、これらの機能は廃止措置期間中も維持される。
さらに、解体対象機器の放射能量は今後増加するおそれはない。
設備機器の解体撤去段階では、金属等の廃棄物が 200 リットルドラム缶に換算して約 734 本発生する。また、金属設備機器の解体段階では、金属等の廃棄物が 200 リットルドラム缶に換算して約 175 本発生する。また、金属等の廃棄物を搬出後、管理区域解除のためのコンクリート掘削を行う段階では、管理区域解除のためのコンクリート掘削に 等の廃棄物を搬出後、管理区域解除のためのコンクリート掘削を行う段階では、コンクリート廃棄物が 200 リットルドラム
より発生するコンクリート廃棄物が 200 リットルドラム缶に換算して約 340 本発生する。これらの廃棄物の保管場所とな 缶に換算して約 727 本発生する。これらの廃棄物の保管場所となる炉室は、１次容器が地上１階の構造で、寸法は 14
る炉室は地下 1 階、地上 1 階の構造で、寸法は地階が 9.8ｍ×7.4ｍ×高さ 3.6ｍ、1 階が 9.8ｍ×7.1ｍ×高さ 11ｍで ｍ×14ｍ×高さ 14ｍであり、２次容器が地下１階の構造で、寸法は直径 24ｍ×高さ 21ｍである。炉室には、200 リット
あり、200 リットルドラム缶に換算して約 450 本の廃棄物を保管可能である。
ルドラム缶に換算して約 880 本の廃棄物を保管することが可能である。
なお、原子炉等規制法第 61 条の２に基づく放射能濃度についての確認を受け、放射性物質として扱う必要がない
なお、原子炉等規制法第 61 条の２に基づく放射能濃度についての確認を受け、放射性物質として扱う必要がない
物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行うなど、放射性固体廃棄物の低減を図る。
物として認められた物は、再利用又は産業廃棄物として処理処分を行うなど、放射性固体廃棄物の低減を図る。
廃止措置の第３段階に係る解体撤去工事において発生する放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がな
廃止措置の第１段階及び第２段階に係る解体撤去工事において発生する放射性固体廃棄物及び放射性物質としてい物の推定発生量を表 10－１、放射能レベル区分の適用基準を表 10－２に示す。
扱う必要がない物の推定発生量を表 10－１、放射能レベル区分の適用基準を表 10－２に示す。

十一. 廃止措置の工程
ＴＣＡ施設の廃止措置全体工程を表 11－１に示す。各工程の概要は、以下のとおりである。
(1) 第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）
第１段階では、原子炉の機能停止に係る措置及び燃料搬出を行う。
原子炉の機能停止措置として、炉心タンク内への燃料の再装荷を不可とするため、炉心タンク上部開放部の閉止措置を実施する。閉止措置は、炉心タンク内に挿入されている安全板（３基）、核計装検出器（６本）、水位制限装置（３基）、温度計（３本）及び起動用中性子源のガイド管（１本）を取り外した後、炉心タンク上部にステンレス製の蓋を溶接で取り付けることにより行う。炉心タンク内に設置されている格子板については、取り外しは行わない。なお、炉心の現状は、全ての燃料が取り出し済みであり、軽水も排水状態である。
燃料は、原子力科学研究所のＳＴＡＣＹ施設に引き渡す。現在、燃料は燃料貯蔵室の燃料要素格納容器に貯蔵しており、2022 年度までに搬出する予定である。
また、解体撤去で発生する廃棄物の取扱いに関する事前評価のため、試料採取及び分析を行う。

(2) 第２段階（維持管理段階）

十一 廃止措置の工程
ＦＣＡ施設の廃止措置全体工程を表 11－１に示す。各工程の概要は、以下のとおりである。
(1) 第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）
第１段階では、原子炉の機能停止に係る措置及び炉室設備の解体撤去を行う。
原子炉の機能停止措置として、炉心への燃料の再装荷を不可とするため、、燃料装荷部分に Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定を行う。また、制御設備の機能停止措置として、制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去を実施する。なお、使用済燃料は炉心から全て取出し済みである。

機能停止措置実施後、解体対象設備の汚染状況調査を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量 解体前に調査を行うこを測定し、解析結果との比較を行う。汚染状況調査後、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申 とを明記
変更認可申請①
請の認可を受け、炉室内外に設置されている施設・設備の解体撤去工事に着手する。
解体撤去工事は、以下の工程で行う。
1) 炉室建家の施設・設備の解体撤去(2) 第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）
使用済燃料の搬出予定時期である 2026 年度を目途に、燃料搬出の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申請 変更認可申請②の認可を受けた時点で、第 1 段階から第 2 段階に移行する。第２段階では、燃料搬出及び附属建家、機械室、DP タン
ク室、排風機室及びアルゴンタンク室の建家内外に設置されている施設・設備の解体撤去を行う。
使用済燃料は、国内の許可を有する事業者に引き渡す。現在、使用済燃料は燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮
ウラン収納容器に貯蔵しており、2026 年度までに搬出する予定である。
また、第２段階の解体撤去工事に着手するまでの間、解体撤去のための準備作業として、解体対象施設の汚染状

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ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

燃料の搬出が完了した時点で、第１段階から第２段階へ移行する。第２段階では、第３段階の解体撤去工事に着手 況を調査した上で解体手順の検討を行う。汚染状況の調査では、サンプルを採取して放射能量を測定し、解析結果とするまでの間、各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備について維持管理を行う。第２段階の期間は、 の比較を行う。その後、これらの調査結果を踏まえた解体方法及び手順、並びに解体廃棄物の管理方法の検討を行う
2025 年度までの予定とする。
とともに、放射性廃棄物処理場への搬出計画の検討及び調整を行う。
また、解体撤去で発生する廃棄物の取扱いに関する事前評価のため、試料採取及び分析を行う。
(3) 第３段階（解体撤去段階）
附属建家、機械室、DP タンク室、排風機室及びアルゴンタンク室の建家内外に設置されている施設・設備の解体撤
解体撤去工事の着手予定時期である 2026 年度を目途に、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認
可申請の認可を受けた時点で、第２段階から第３段階へ移行し、解体撤去工事に着手する。
去工事の着手予定時期である 2030 年度を目途に、解体撤去工事の詳細を定めた本廃止措置計画の変更認可申請の 変更認可申請③
解体撤去工事は、以下の工程で行う。
認可を受け、解体撤去工事に着手する。
1) 炉室建家の施設・設備の解体撤去
解体撤去工事は、以下の工程で行う。
1) 附属建家（燃料取扱室、燃料貯蔵庫等）の施設・設備の解体撤去
2) 附属建家（燃料貯蔵室、作業室等）の施設・設備の解体撤去
3) 廃水タンク室の施設・設備の解体撤去
2) 機械室の施設・設備の解体撤去
4) 排風機エリア等の施設・設備の解体撤去
3) DP タンク室の施設・設備の解体撤去
5) 炉室建家、附属建家等の管理区域解除
4) 排風機室の施設・設備の解体撤去
6) 建家等の解体
5) アルゴンタンク室の施設・設備の解体撤去
6) 炉室建家、附属建家等の管理区域解除
解体撤去工事では、炉室建家（炉室）、附属建家（燃料貯蔵室、作業室、第１貯蔵室、第２貯蔵室、汚染検査室、除解体撤去工事では、表４－２に示す施設・設備の解体撤去を行い、汚染状況を確認した上で管理区域を順次解除
FCA の廃止措置計画
染室、制御室、測定室、機械室（電気機械室）、居室等）、機械室、廃水タンク室、排風機エリア及び排気筒に設置され する。その後、管理区域を全て解除し、廃止措置を終了した後、廃止措置終了確認を受ける。
は「建家の管理区域解ている施設・設備の解体撤去を行い、汚染状況を確認したうえで管理区域を順次解除する。その後、全ての建家を解除」までとした体し、廃止措置を終了した後、廃止措置終了確認を受ける。
（十二 廃止措置に係るマネジメントシステム は省略）

十二 廃止措置に係るマネジメントシステム
廃止措置については、以下に示す品質マネジメントシステムに基づき実施する。
試験研究用等原子炉施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備に関する事項について、機構は、次の品質管理体制の計画（以下「品質管理計画」という。）に定める要求事項に従って、保安活動の計画、実施、評価及び改善を行う。
１．目的
機構は、原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和 2 年原子力規制委員会規則第 2 号）に基づき、原子炉施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制を品質マネジメントシ
ステムとして構築し、原子力の安全を確保する。
２．適用範囲本品質管理計画の第４章から第８章までは、原子炉施設において実施する保安活動に適用する。
３．定義
本品質管理計画における用語の定義は、原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則及び原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則の解釈に従う
ものとする。
４．品質マネジメントシステム
4.1 一般要求事項(1) 保安に係る各組織は、本品質管理計画に従い、保安活動に係る品質マネジメントシステムを確立し、実施するとともに、その有効性を維持するために、継続的に改善する。
(2) 保安に係る各組織は、保安活動の重要度に応じて品質マネジメントシステムを構築し、運用する。その際、次の事項を考慮する。
a) 原子炉施設、組織又は個別業務の重要度及びこれらの複雑さの程度b) 原子炉施設若しくは機器等の品質又は保安活動に関連する原子力の安全に影響を及ぼすおそれのあるもの及びこれらに関連する潜在的影響の大きさ

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ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画c) 機器等の故障若しくは通常想定されない事象の発生又は保安活動が不適切に計画され、若しくは実行された場
合に起こり得る影響(3) 保安に係る各組織は、原子炉施設に適用される関係法令及び規制要求事項を明確にし、品質マネジメントシステ
ムに必要な文書に反映する。
(4) 保安に係る各組織は、品質マネジメントシステムに必要なプロセス及びそれらの組織への適用を明確にする。また、保安活動の各プロセスにおいて次の事項を実施する。
a) プロセスの運用に必要な情報及び当該プロセスにより達成される結果を明確にする。
b) プロセスの順序及び相互関係（組織内のプロセス間の相互関係を含む。）を明確にする。
c) プロセスの運用及び管理のいずれもが効果的であることを確実にするために、必要な保安活動の状況を示す指標（該当する安全実績指標を含む。以下「保安活動指標」という。）並びに判断基準及び方法を明確にする。
d) プロセスの運用並びに監視及び測定に必要な資源及び情報が利用できる体制を確保する（責任及び権限の明確化を含む。）。
e) プロセスの運用状況を監視及び測定し、分析する。ただし、監視及び測定することが困難な場合は、この限りでない。
f) プロセスについて、業務の計画どおりの結果を得るため、かつ、有効性を維持するために必要な処置（プロセスの変更を含む。）を行う。
g) プロセス及び組織を品質マネジメントシステムと整合のとれたものにする。
h) 意思決定のプロセスにおいて対立が生じた場合には、原子力の安全が確保されるように適切に解決する。これにはセキュリティ対策と原子力の安全に係る対策とが互いに与える潜在的な影響を特定し、解決することを含む。
i) 健全な安全文化を育成し、維持するための取組を実施する。
(5) 保安に係る各組織は、業務・原子炉施設に係る要求事項への適合に影響を与える保安活動のプロセスを外部委託する場合には、当該プロセスの管理の方式及び程度を明確にし、管理する。
(6) 保安に係る各組織は、保安活動の重要度に応じて、資源の適切な配分を行う。

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。

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備 考

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ＦＣＡ廃止措置計画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。
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。
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。

５．経営者等の責任
5.1 経営者の関与
理事長は、原子力の安全のためのリーダーシップを発揮し、責任を持って品質マネジメントシステムの構築、実施
及びその有効性を継続的に改善していることを実証するために、次の事項を行う。
a) 品質方針を設定する。
b) 品質目標が設定されていることを確実にする。
c) 要員が、健全な安全文化を育成し、維持する取組に参画できる環境を整える。
d) マネジメントレビューを実施する。
e) 資源が使用できることを確実にする。
f) 関係法令・規制要求事項を遵守すること及び原子力の安全を確保することの重要性を、組織内に周知する。
g) 保安活動に関して、担当する業務について理解し遂行する責任を持つことを要員に認識させる。
h) 全ての階層で行われる決定が、原子力の安全の確保について、優先順位及び説明する責任を考慮して確実に行われるようにする。
5.2 原子力の安全の重視
理事長は、原子力の安全の確保を最優先に位置付け、組織の意思決定の際には、業務・原子炉施設に対する要求事項に適合し、かつ、原子力の安全がその他の事由によって損なわれないようにすることを確実にする。
5.3 品質方針(1) 理事長は、次に掲げる事項を満たす品質方針を設定する。これには、安全文化を育成し維持することに関するものを含む。
a) 組織の目的及び状況に対して適切である。
b) 要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの有効性の継続的な改善に対して責任を持って関与することを含む。
c) 品質目標の設定及びレビューのための枠組みを与える。
d) 組織全体に伝達され、理解される。
e) 品質マネジメントシステムの継続的な改善に責任を持って関与することを含む。
5.4 計画5.4.1 品質目標
(1) 理事長は、保安に係る組織において、毎年度、品質目標（業務・原子炉施設に対する要求事項を満たすために必要な目標を含む。）が設定されていることを確実にする。また、保安活動の重要度に応じて、品質目標を達成するための計画が作成されることを確実にする。
(2) 品質目標は、その達成度が判定可能で、品質方針と整合がとれていることを確実にする。

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備 考

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ＦＣＡ廃止措置計画
5.4.2 品質マネジメントシステムの計画(1) 理事長は、4.1 項に規定する要求事項を満たすために、品質マネジメントシステムの実施に当たっての計画を策定する。
(2) 理事長は、プロセス、組織等の変更を含む品質マネジメントシステムの変更を計画し、実施する場合には、管理責任者を通じて、その変更が品質マネジメントシステムの全体の体系に対して矛盾なく、整合性が取れていることをレビ
ューすることにより確実にする。この場合において、保安活動の重要度に応じて、次の事項を適切に考慮する。
a) 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) 品質マネジメントシステムの有効性の維持
c) 資源の利用可能性d) 責任及び権限の割当て
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
理事長は、保安に係る組織の責任及び権限を明確にする。また、保安活動に係る業務のプロセスに関する手順となる文書を定めさせ、関係する要員が責任を持って業務を遂行するようにする。
5.5.2 管理責任者(1) 理事長は、保安活動の実施部門の長、監査プロセスの長を管理責任者として、また、本部(監査プロセスを除く。)は管理者の中から管理責任者を任命する。
(2) 管理責任者は、与えられている他の責任と関わりなく、それぞれの領域において次に示す責任及び権限をもつ。
a) 品質マネジメントシステムに必要なプロセスの確立、実施及び維持を確実にする。
b) 品質マネジメントシステムの実施状況及び改善の必要性の有無について、理事長に報告する。
c) 組織全体にわたって、安全文化を育成し、維持することにより、原子力の安全を確保するための認識を高めることを確実にする。
d) 関係法令を遵守する。
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・原子炉施設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、積極的に原子炉施設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。
5.5.4 内部コミュニケーション
理事長は、保安に係る組織内のコミュニケーションが適切に行われることを確実にする。また、マネジメントレビュ
ーを通じて、原子炉施設の品質マネジメントシステムの有効性に関する情報交換が行われることを確実にする。
5.6 マネジメントレビュー

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備 考

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ＦＣＡ廃止措置計画
5.6.1 一般
(1) 理事長は、品質マネジメントシステムが、引き続き適切で、妥当で、かつ有効であることを確実にするために、年１回以上(年度末及び必要に応じて)、マネジメントレビューを実施する。
(2) このレビューでは、品質マネジメントシステムの改善の機会の評価及び品質方針を含む品質マネジメントシステムの変更の必要性の評価も行う。
5.6.2 マネジメントレビューへのインプット
管理責任者は、マネジメントレビューへのインプット情報として、次の事項を含め報告する。
a) 内部監査の結果
b) 組織の外部の者からの意見
c) 保安活動に関するプロセスの成果を含む実施状況（品質目標の達成状況を含む。）
d) 使用前事業者検査、定期事業者検査及び使用前検査（以下「使用前事業者検査等」という。）並びに自主検査等の結果
e) 安全文化を育成し、維持するための取組の実施状況（安全文化について強化すべき分野等に係る自己評価の結果を含む。）
f) 関係法令の遵守状況
g) 不適合並びに是正処置及び未然防止処置の状況h) 前回までのマネジメントレビューの結果に対する処置状況のフォローアップi) 品質マネジメントシステムに影響を及ぼす可能性のある変更j) 改善のための提案k) 資源の妥当性
l) 保安活動の改善のために実施した処置の有効性
5.6.3 マネジメントレビューからのアウトプット(1) 理事長は、マネジメントレビューのアウトプットには、次の事項に関する決定及び処置を含め、管理責任者に必要な改善を指示する。
a) 品質マネジメントシステム及びそのプロセスの有効性の改善b) 業務の計画及び実施に関連する保安活動の改善
c) 品質マネジメントシステムの実効性の維持及び継続的な改善のために必要な資源d) 健全な安全文化の育成及び維持に関する改善e) 関係法令の遵守に関する改善(2)マネジメントレビューの結果の記録を作成し、これを管理する（4.2.4 参照）。
(3) 管理責任者は、(1)項で改善の指示を受けた事項について必要な処置を行う。
６．資源の運用管理
6.1 資源の確保
保安に係る組織は、保安活動に必要な次に掲げる資源を明確にし、それぞれの権限及び責任において確保する。
(1) 人的資源（要員の力量）(2) インフラストラクチャ（個別業務に必要な施設、設備及びサービスの体系）(3) 作業環境(4) その他必要な資源
6.2 人的資源
6.2.1 一般
(1) 保安に係る組織は、原子力の安全を確実なものにするために必要とする要員を明確にし、保安に係る組織体制を確保する。
(2) 保安に係る組織の要員には、業務に必要な教育・訓練、技能及び経験を判断の根拠として、力量のある者を充てる。
(3) 外部へ業務を委託することで要員を確保する場合には、業務の範囲、必要な力量を明確にすることを確実にす

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備 考

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ＦＣＡ廃止措置計画
る。
6.2.2 力量、教育・訓練及び認識(1) 保安に係る組織は、要員の力量を確保するために、保安活動の重要度に応じて、次の事項を確実に実施する。
a) 保安に係る業務に従事する要員に必要な力量を明確にする。
b) 必要な力量を確保するための教育・訓練又はその他の処置を行う。
c) 教育・訓練又はその他の処置の有効性を評価する。
d) 要員が、品質目標の達成に向けて自らが行う業務のもつ意味と重要性の認識及び原子力の安全に自らどのように貢献しているかを認識することを確実にする。
e) 要員の力量及び教育・訓練又はその他の処置についての記録を作成し、管理する。
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、原子炉施設ごとに運転管理、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当たっては、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・原子炉施設に対する品質目標及び要求事項c) 業務・原子炉施設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・原子炉施設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・原子炉施設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(4) 保安に係る組織は、業務の計画を、個別業務の運営方法に適した形式で分かりやすいものとする。
7.2 業務・原子炉施設に対する要求事項に関するプロセス
7.2.1 業務・原子炉施設に対する要求事項の明確化
保安に係る組織は、次に掲げる事項を要求事項として明確にする。
a) 業務・原子炉施設に関連する法令・規制要求事項b) 明示されてはいないが、業務・原子炉施設に必要な要求事項c) 組織が必要と判断する追加要求事項
7.2.2 業務・原子炉施設に対する要求事項のレビュー(1) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項をレビューする。このレビューは、その要求事項を適用す
る前に実施する。
(2) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項のレビューでは、次の事項について確認する。
a) 業務・原子炉施設に対する要求事項が定められている。
b) 業務・原子炉施設に対する要求事項が以前に提示されたものと異なる場合には、それについて解決されている。
c) 当該組織が、定められた要求事項を満たす能力をもっている。
(3) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項のレビューの結果の記録及びそのレビューを受けてとられた処置の記録を作成し、管理する（4.2.4 参照）。
(4) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項が変更された場合には、関連する文書を改定する。また、変更後の要求事項が関連する要員に理解されていることを確実にする。
7.2.3 外部とのコミュニケーション
保安に係る組織は、原子力の安全に関して組織の外部の者と適切なコミュニケーションを図るため、効果的な方法を明確にし、これを実施する。

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備 考

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ＦＣＡ廃止措置計画
7.3 設計・開発
7.3.1 設計・開発の計画(1) 保安に係る組織は、原子炉施設の設計・開発の計画を策定し、管理する。この設計・開発には、設備、施設、ソフトウェア及び原子力の安全のために重要な手順書等に関する設計・開発を含む。
(2) 保安に係る組織は、設計・開発の計画において、次の事項を明確にする。
a) 設計・開発の性質、期間及び複雑さの程度
b) 設計・開発の各段階に適したレビュー、検証及び妥当性確認の方法並びに管理体制
c) 設計・開発に関する部署及び要員の責任及び権限
d) 設計開発に必要な内部及び外部の資源(3) 保安に係る組織は、効果的なコミュニケーションと責任及び権限の明確な割当てを確実にするために、設計・開発に関与する関係者(他部署を含む。)間のインタフェースを運営管理する。
(4) 保安に係る組織は、設計・開発の進行に応じて、策定した計画を適切に変更する。
7.3.2 設計・開発へのインプット(1) 保安に係る組織は、原子炉施設の要求事項に関連するインプットを明確にし、記録を作成し、管理する（4.2.4 参照）。インプットには次の事項を含める。
a) 機能及び性能に関する要求事項b) 適用可能な場合は、以前の類似した設計から得られた情報c) 適用される法令・規制要求事項d) 設計・開発に不可欠なその他の要求事項(2) 保安に係る組織は、これらのインプットについて、その適切性をレビューし承認する。要求事項は、漏れがなく、あいまいではなく、かつ、相反することがないようにする。
7.3.3 設計・開発からのアウトプット(1) 保安に係る組織は、設計・開発からのアウトプット（機器等の仕様等）は、設計・開発へのインプットと対比した検証を行うのに適した形式により管理する。また、次の段階に進める前に、承認をする。
(2) 保安に係る組織は、設計・開発のアウトプット（機器等の仕様等）は、次の状態とする。
a) 設計・開発へのインプットで与えられた要求事項を満たす。
b) 調達、業務の実施及び原子炉施設の使用に対して適切な情報を提供する。
c) 関係する検査及び試験の合否判定基準を含むか、又はそれを参照している。
d) 安全な使用及び適正な使用に不可欠な原子炉施設の特性を明確にする。
7.3.4 設計・開発のレビュー(1) 保安に係る組織は、設計・開発の適切な段階において、次の事項を目的として、計画されたとおりに体系的なレビューを行う。
a) 設計・開発の結果が、要求事項を満たせるかどうかを評価する。
b) 問題を明確にし、必要な処置を提案する。
(2) レビューへの参加者には、レビューの対象となっている設計・開発段階に関連する部署を代表する者及び当該設計・開発に係る専門家を含める。
(3) 保安に係る組織は、設計・開発のレビューの結果の記録及び必要な処置があればその記録を作成し、管理する。
7.3.5 設計・開発の検証(1) 保安に係る組織は、設計・開発からのアウトプットが、設計・開発へのインプットとして与えられている要求事項を満たしていることを確実にするために、計画されたとおりに検証を実施する。
(2) 設計・開発の検証には、原設計者以外の者又はグループが実施する。
(3) 保安に係る組織は、設計・開発の検証の結果の記録及び必要な処置があればその記録を作成し、管理する。
7.3.6 設計・開発の妥当性確認(1) 保安に係る組織は、設計・開発の結果として得られる原子炉施設又は個別業務が、規定された性能、指定された用途又は意図された用途に係る要求事項を満たし得ることを確実にするために、計画した方法に従って、設計・開発

１５

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画の妥当性確認を実施する。ただし、当該原子炉施設の設置の後でなければ妥当性確認を行うことができない場合は、
当該原子炉施設の使用を開始する前に、設計・開発の妥当性確認を行う。
(2) 保安に係る組織は、実行可能な場合はいつでも、原子炉施設を使用又は個別業務を実施するに当たり、あらかじめ、設計・開発の妥当性確認を完了する。
(3) 保安に係る組織は、設計・開発の妥当性確認の結果の記録及び必要な処置があればその記録を作成し、管理する。
7.3.7 設計・開発の変更管理(1) 保安に係る組織は、設計・開発の変更を行った場合は変更内容を識別するとともに、その記録を作成し、管理する。
(2) 保安に係る組織は、変更に対して、レビュー、検証及び妥当性確認を適切に行い、その変更を実施する前に承認する。
(3) 保安に係る組織は、設計・開発の変更のレビューにおいて、その変更が、当該原子炉施設を構成する要素（材料又は部品）及び関連する原子炉施設に及ぼす影響の評価を行う。
(4) 保安に係る組織は、変更のレビュー、検証及び妥当性確認の結果の記録及び必要な処置があればその記録を作成し、管理する。
7.4 調達7.4.1 調達プロセス(1) 保安に係る組織は、調達する製品又は役務（以下「調達製品等」という。）が規定された調達要求事項に適合することを確実にする。
(2) 保安に係る組織は、保安活動の重要度に応じて、供給者及び調達製品等に対する管理の方式と程度を定める。これには、一般産業用工業品を調達する場合は、供給者等から必要な情報を入手し、当該一般産業用工業品が要求事項に適合していることを確認できるよう管理の方法及び程度を含める。
(3) 保安に係る組織は、供給者が要求事項に従って調達製品等を供給する能力を判断の根拠として、供給者を評価し、選定する。また、必要な場合には再評価する。
(4) 保安に係る組織は、調達製品等の供給者の選定、評価及び再評価の基準を定める。
(5) 保安に係る組織は、供給者の評価の結果の記録及び評価によって必要とされた処置があればその記録を作成し、管理する。
(6) 保安に係る組織は、適切な調達の実施に必要な事項（調達製品等の調達後における、維持又は運用に必要な保安に係る技術情報を取得するための方法及びそれらを他の原子炉設置者と共有する場合に必要な処置に関する方法を含む。）を定める。
7.4.2 調達要求事項(1) 保安に係る組織は、調達製品等に関する要求事項を仕様書にて明確にし、必要な場合には、次の事項のうち該当する事項を含める。
a) 製品、業務の手順、プロセス及び設備の承認に関する要求事項b) 要員の力量（適格性を含む。）確認に関する要求事項c) 品質マネジメントシステムに関する要求事項d) 不適合の報告及び処理に関する要求事項e) 安全文化を育成し維持するための活動に関する必要な要求事項f) 一般産業用工業品を機器等に使用するに当たっての評価に必要な要求事項
g) その他調達物品等に関し必要な要求事項(2) 保安に係る組織は、前項に加え、調達製品等の要求事項として、供給者の工場等において使用前事業者検査又はその他の活動を行う際、原子力規制委員会の職員による当該工場等への立入りに関することを含める。
(3) 保安に係る組織は、供給者に調達製品等に関する情報を伝達する前に、規定した調達要求事項が妥当であることを確実にする。
(4) 保安に係る組織は、調達製品等を受領する場合には、調達製品等の供給者に対し、調達要求事項への適合状況を記録した文書を提出させる。
7.4.3 調達製品等の検証

１６

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画(1) 保安に係る組織は、調達製品等が、規定した調達要求事項を満たしていることを確実にするために、必要な検査又はその他の活動を定めて検証を実施する。
(2) 保安に係る組織は、供給者先で検証を実施することにした場合には、その検証の要領及び調達製品等のリリース（出荷許可）の方法を調達要求事項の中で明確にする。
7.5 業務の実施
7.5.1 個別業務の管理保安に係る組織は、個別業務の計画に従って業務を管理された状態で実施する。管理された状態には、次の事
項のうち該当するものを含む。
a) 原子力施設の保安のために必要な情報が利用できる。
b) 必要な時に、作業手順が利用できる。
c) 適切な設備を使用している。
d) 監視機器及び測定機器が利用でき、使用している。
e) 監視及び測定が実施されている。
f) 業務のリリース（次工程への引渡し）が規定どおりに実施されている。
7.5.2 個別業務に関するプロセスの妥当性確認(1) 保安に係る組織は、業務実施の過程で結果として生じるアウトプットが、それ以降の監視又は測定で検証することが不可能な場合には、その業務の該当するプロセスの妥当性確認を行う。これらのプロセスには、業務が実施されてからでしか不具合が顕在化しないようなプロセスが含まれる。
(2) 保安に係る組織は、妥当性確認によって、これらのプロセスが計画どおりの結果を出せることを実証する。
(3) 保安に係る組織は、妥当性確認を行った場合は、その結果の記録を作成し、管理する。
(4) 保安に係る組織は、これらのプロセスについて、次の事項のうち該当するものを含んだ管理の方法を明確にする。
a) プロセスのレビュー及び承認のための明確な基準b) 妥当性確認に用いる設備の承認及び要員の力量の確認の方法
c) 妥当性確認の方法
d) 記録に関する要求事項
7.5.3 識別管理及びトレーサビリティ(1) 保安に係る組織は、業務の計画及び実施の全過程において適切な手段で業務・原子炉施設の状態を識別し、管理する。
(2) 保安に係る組織は、トレーサビリティが要求事項となっている場合には、業務・原子炉施設について固有の識別をし、その記録を管理する。
7.5.4 組織外の所有物(1) 保安に係る組織は、組織外の所有物のうち原子力の安全に影響を及ぼす可能性のあるものについて、当該機器等に対する識別や保護など取扱いに注意を払い、必要に応じて記録を作成し、管理する。
7.5.5 調達製品の保存保安に係る組織は、調達製品の検収後、受入から据付、使用されるまでの間、調達製品を要求事項への適合を維持した状態のまま保存する。この保存には、識別表示、取扱い、包装、保管及び保護を含める。なお、保存は、取替品、予備品にも適用する。
7.6 監視機器及び測定機器の管理(1) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項への適合性を実証するために、実施すべき監視及び測定を明確にする。また、そのために必要な監視機器及び測定機器を明確にする。
(2) 保安に係る組織は、監視及び測定の要求事項との整合性を確保できる方法で監視及び測定が実施できることを確実にする。
(3) 保安に係る組織は、測定値の正当性を保証しなければならない場合には、測定機器に関し、次の事項を満たすようにする。
a) 定められた間隔又は使用前に、国際又は国家計量標準にトレース可能な計量標準に照らして校正又は検証す

１７

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画る。そのような標準が存在しない場合には、校正又は検証に用いた基準を記録し、管理する（4.2.4 参照）。
b) 機器の調整をする、又は必要に応じて再調整する。
c) 校正の状態が明確にできる識別をする。
d) 測定した結果が無効になるような操作ができないようにする。
e) 取扱い、保守及び保管において、損傷及び劣化しないように保護する。
(4) 保安に係る組織は、測定機器が要求事項に適合していないことが判明した場合には、その測定機器でそれまでに測定した結果の妥当性を評価し、記録する。また、その機器及び影響を受けた業務・原子炉施設に対して、適切な処置を行う。
(5) 保安に係る組織は、監視機器及び測定機器の校正及び検証の結果の記録を作成し、管理する。
(6) 保安に係る組織は、規定要求事項にかかわる監視及び測定にコンピュータソフトウェアを使う場合には、そのコン
ピュータソフトウェアを組み込んだシステムが意図した監視及び測定ができることを確認する。この確認は、最初に使用するのに先立って実施する。
８．評価及び改善
8.1 一般(1) 保安に係る組織は、必要となる監視測定、分析、評価及び改善のプロセスを「8.2 監視及び測定」から「8.5 改善」に従って計画し、実施する。なお、改善のプロセスには、関係する管理者等を含めて改善の必要性、方針、方法等について検討するプロセスを含む。
(2) 監視測定の結果は、必要な際に、要員が利用できるようにする。
8.2 監視及び測定
8.2.1 組織の外部の者の意見(1) 保安に係る組織は、品質マネジメントシステムの成果を含む実施状況の測定の一つとして、原子力の安全を確保
しているかどうかに関して組織の外部の者がどのように受けとめているかについての情報を外部コミュニケーションにより入手し、監視する。
(2) 保安に係る組織は、前項で得られた情報を分析し、マネジメントレビュー等による改善のための情報に反映する。
8.2.2 内部監査
(1) 理事長は、品質マネジメントシステムの次の事項が満たされているか否かを確認するため、毎年度１回以上、内部監査の対象業務に関与しない要員により、監査プロセスの長に内部監査を実施させる。
a) 本品質管理計画の要求事項
b) 実効性のある実施及び実効性の維持(2) 理事長は、内部監査の判定基準、監査対象、頻度、方法及び責任を定める。
(3) 理事長は、内部監査の対象となり得る部門、個別業務、プロセス、その他の領域（以下「領域」という。）の状態及び重要性並びに従前の監査の結果を考慮して内部監査の対象を選定するとともに、内部監査に関する基本計画を策定
し、実施させることにより、内部監査の実効性を維持する。また、監査プロセスの長は、前述の基本計画を受けて実施計画を策定し内部監査を行う。
(4) 監査プロセスの長は、内部監査を行う要員（以下「内部監査員」という。）の選定及び内部監査の実施において、客観性及び公平性を確保する。
(5) 監査プロセスの長は、内部監査員に自らの個別業務又は管理下にある個別業務に関する内部監査をさせない。
(6) 理事長は、監査に関する計画の作成及び実施並びに監査結果の報告並びに記録の作成及び管理について、その責任及び権限並びに監査に係る要求事項を明確にした手順を定める。
(7) 監査プロセスの長は、理事長に監査結果を報告し、内部監査の対象として選定された領域に責任を有する管理者に内部監査結果を通知する。
(8) 内部監査の対象として選定された領域に責任を有する管理者は、前項において不適合が発見された場合には、不適合を除去するための措置及び是正処置を遅滞なく講じるとともに、当該措置の検証を行い、それらの結果を監査プロセスの長に報告する。
8.2.3 プロセスの監視及び測定(1) 保安に係る組織は、品質マネジメントシステムのプロセスの監視及び測定を行う。

１８

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
この監視及び測定の対象には機器等及び保安活動に係る不適合についての強化すべき分野等に関する情報を含める。また、監視及び測定の方法には、次の事項を含める。
a) 監視及び測定の時期b) 監視及び測定の結果の分析及び評価の方法(2) 保安に係る組織は、プロセスの監視及び測定の実施に当たり、保安活動の重要度に応じて、保安活動指標を用いる。
(3) 保安に係る組織は、プロセスの監視及び測定の方法により、プロセスが計画どおりの結果を達成する能力があることを実証するものとする。
(4) 保安に係る組織は、プロセスの監視及び測定の状況について情報を共有し、その結果に応じて、保安活動の改善のために、必要な処置を行う。
(5) 保安に係る組織は、計画どおりの結果が達成できない又は達成できないおそれがある場合には、当該プロセスの問題を特定し、適切に、修正及び是正処置を行う。
8.2.4 検査及び試験(1) 保安に係る組織は、原子炉施設の要求事項が満たされていることを検証するために、個別業務の計画に従って、
適切な段階で使用前事業者検査等又は自主検査等を実施する。
(2) 保安に係る組織は、 検査及び試験の合否判定基準への適合の証拠となる使用前事業者検査等又は自主検査等の結果に係る記録を作成し、管理する。
(3) 保安に係る組織は、リリース（次工程への引渡し）を正式に許可した人が特定できるよう記録を作成し、管理する。
(4) 保安に係る組織は、個別業務の計画で決めた検査及び試験が支障なく完了するまでは、当該機器等や原子炉施設を運転、使用しない。ただし、当該の権限をもつ者が、個別業務の計画に定める手順により承認する場合は、この限りでない。
(5) 保安に係る組織は、保安活動の重要度に応じて、使用前事業者検査等の中立性及び信頼性が損なわれないよう検査する要員の独立性を確保する。また、自主検査等の検査及び試験要員の独立性については、これを準用する。
8.3 不適合管理(1) 保安に係る組織は、業務・原子炉施設に対する要求事項に適合しない状況が放置され、運用されることを防ぐために、それらを識別し、管理することを確実にする。
(2) 保安に係る組織は、不適合の処理に関する管理の手順及びそれに関する責任と権限を定め、これを管理する。
(3) 保安に係る組織は、次のいずれかの方法で不適合を処理する。
a) 不適合を除去するための処置を行う。
b) 不適合について、あらかじめ定められた手順により原子力の安全に及ぼす影響を評価し、当該業務や機器等の使用に関する権限をもつ者が、特別採用によって、その使用、リリース(次工程への引渡し)又は合格と判定することを正式に許可する。
c) 本来の意図された使用又は適用ができないような処置をとる。
d) 外部への引渡し後又は業務の実施後に不適合が検出された場合には、その不適合による影響又は起こり得る影響に対して適切な処置をとる。
(4) 保安に係る組織は、不適合を除去するための処置を施した場合は、要求事項への適合性を実証するための検証を行う。
(5) 保安に係る組織は、不適合の性質の記録及び不適合に対してとられた特別採用を含む処置の記録を作成し、管理する。
8.4 データの分析及び評価(1) 保安に係る組織は、品質マネジメントシステムの適切性及び有効性を実証するため、また、品質マネジメントシステ
ムの有効性の継続的な改善の可能性を評価するために、適切なデータを明確にし、それらのデータを収集し、分析する。この中には、監視及び測定の結果から得られたデータ及びそれ以外の関連情報源からのデータを含める。
(2) 保安に係る組織は、前項のデータの分析及びこれらに基づく評価を行い、次の事項に関連する改善のための情報を得る。
a) 組織の外部の者からの意見の傾向及び特徴その他分析より得られる知見b) 業務・原子炉施設に対する要求事項への適合性c) 是正処置の機会を得ることを含む、プロセス及び原子炉施設の特性及び傾向d) 供給者の能力

１９

備 考ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
8.5 改善8.5.1 継続的改善
保安に係る組織は、品質方針、品質目標、監査結果、データの分析、是正処置、未然防止処置及びマネジメントレ
ビューを通じて、品質マネジメントシステムの有効性を向上させるために継続的に改善する。
8.5.2 是正処置等(1) 保安に係る組織は、検出された不適合及びその他の事象（以下「不適合等」という。）の再発防止のため、原子力の安全に及ぼす影響に応じて、不適合等の原因を除去する是正処置を行う。
(2) 是正処置の必要性の評価及び実施について、次に掲げる手順により行う。
a) 不適合等のレビュー及び分析b) 不適合等の原因の特定
c) 類似の不適合等の有無又は当該不適合等が発生する可能性の明確化d) 必要な処置の決定及び実施e) とった是正処置の有効性のレビュー(3) 必要に応じ、次の事項を考慮する。
a) 計画において決定した保安活動の改善のために実施した処置の変更
b) 品質マネジメントシステムの変更(4) 原子力の安全に及ぼす影響が大きい不適合に関して根本的な原因を究明するための分析の手順を確立し、実施する。
(5) 全ての是正処置及びその結果に係る記録を作成し、管理する。
(6) 保安に係る組織は、前項までの不適合等の是正処置の手順（根本的な原因を究明するための分析に関する手順を含む。）を定め、これを管理する。
(7) 保安に係る組織は、前項の手順に基づき、複数の不適合等の情報について、必要により類似する事象を抽出し、分析を行い、その結果から類似事象に共通する原因が認められた場合、適切な処置を行う。
8.5.3 未然防止処置(1) 保安に係る組織は、原子力施設及びその他の施設の運転経験等の知見を収集し、起こり得る不適合の重要度に応じて、次に掲げる手順により適切な未然防止処置を行う。
a) 起こり得る不適合及びその原因についての調査b) 不適合の発生を予防するための処置の必要性の評価c) 必要な処置の決定及び実施
d) とった未然防止処置の有効性のレビュー(2) 全ての未然防止処置及びその結果に係る記録を作成し、管理する。
(3) 保安に係る組織は、前項までの未然防止処置の手順を定め、これを管理する。

２０

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表４－１ ＴＣＡ施設における原子炉設置変更許可の経緯

表４－１ ＦＣＡ施設における原子炉設置変更許可の経緯

許可年月日

許 可 番 号

備

昭和 43 年９月 18 日－

昭和 43 年 12 月 26 日

43 原

昭和 44 年 11 月 27 日

考

備 考

許可年月日

許 可 番 号備

原子炉設置に関する書類届出

昭和 43 年 9 月 18 日－

原子炉設置に関する書類届出第 6393 号

炉心構成の変更

昭和 44 年 ２月 27 日

44 原

第 1120 号

Pu 燃料の使用に伴う変更

44 原

第 6144 号

炉心構成の変更

昭和 45 年 ６月 30 日

45 原

第 4109 号

燃料体の仕様変更等

昭和 46 年５月 28 日

46 原

第 4173 号

炉心構成の変更

昭和 46 年 ８月 19 日

46 原

第 5863 号

U 濃縮度の変更

昭和 51 年８月 24 日

51 安(原規)第 78 号

使用済燃料の処分の方法の変更

昭和 48 年 10 月 12 日

48 原

第 9743 号

炉心構造の変更

昭和 63 年３月４日

63 安(原規)第 35 号

燃料要素等の更新

昭和 51 年 ８月 24 日

51 安(原規)第 78 号

使用済燃料の処分の方法の変更

平成７年４月 28 日

７安(原規)第 81 号

使用の目的の変更

昭和 55 年 ７月 ４日

55 安(原規)第 38 号

非常用電源の更新

令和２年８月 21 日

原規規発第2008214号

使用済燃料の処分の方法の変更

昭和 58 年 ７月 22 日

58 安(原規)第 131 号

300kV パルス中性子発生装置の撤去

平成元年 ３月 ２日

元安(原規)第 27 号

燃料貯蔵施設の貯蔵能力の変更

平成 ７年 11 月 29 日

7 安(原規)第 353 号

模擬物質の種類の追加（含窒素化合物）

平成 27 年 ７月 28 日

原規規発第 1507285 号

２１

考

使用済燃料の処分の方法の変更

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
表４－２ ＦＣＡ施設の廃止措置対象

表４－２ ＴＣＡ施設の廃止措置対象
建家

炉室建家

解体
対象

○

施設・設備
・炉心タンク・炉心タンク架台
・炉心構造物（燃料支持板、格子板、格子板支持枠）
・起動用中性子源装置
・ダンプタンク
・給水ポンプ・配管（排水管、給水管、弁）・純水装置（脱塩器）
・加熱装置
・操作空気装置
・水位制御装置（給水系統、排水系統、水位微調整ピストン）・水位制限装置（高速給水制限スイッチ、運転水位制限スイッ
チ、後備水位制限スイッチ、オーバーフロータンク）
・安全板装置・実験制御棒装置
・廃水ピット・消火設備
・照明設備
・燃料要素格納容器
・核計装設備・プロセス計装設備（炉心タンク水位計、水電導度計、温度計）
・安全保護回路（原子炉停止回路、警報回路、インターロック回路）
・制御盤
・屋内管理用の主要な設備
・屋外管理用の主要な設備
・無停電電源装置
・主要な実験設備（パルス中性子発生装置、固定吸収体、模擬
ボイド）
・固体廃棄物の廃棄設備
・消火設備
・照明設備

解体撤去
対象

建家

施設・設備
四角柱格子管
炉心物質装填用引出し

パルス中性子発生装置
起動用中性子源装置
模擬物質
作業台
○
格子管集合体冷却設備

炉室建家

○

機械室

○

・気体廃棄物の廃棄設備○○

・液体廃棄物の廃棄設備（廃水タンク）○○

・気体廃棄物の廃棄設備（炉室系統、燃料貯蔵室等系統）

○

○

－

○

排気筒

解体
対象
１／２格子管集合体

附属建家*1

廃水タンク
室
排風機エ リア

備 考○*1 附属建家：燃料貯蔵室、作業室、第１貯蔵室、第２貯蔵室、汚染検査室、除染室、制御室、測定室、機械室（電気機械室）、居室等
注）原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置
及び環境放射線観測車は解体しない。

２２

×*1

制御安全棒
制御安全棒駆動機構
移動テーブル
移動テーブル駆動機構
安全棒
Pu 燃料装荷用生体遮蔽板
クレーン（炉室）
１次容器
２次容器
非常用アルゴンガス放出設備
空気調和器
ドップラー係数測定装置
中性子カウンター駆動装置
消火設備
照明設備

送風機
高性能フィルタ
冷却室
ダンパー

（１／３）
解体撤去
対象
第１ 第２
段階 段階
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－*3
－*3
○
○
○
○
○
○

解体撤去を２段階に分けて行うため、表の書
きぶりを第１段階と第２段階に区別して記載

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－２ ＦＣＡ施設の廃止措置対象

解体
対象

建家

施設・設備
燃料装填用デスク燃料移送設備
Ｐｕ燃料取扱・装填用フード
核計装

その他の主要な計装安全保護回路
附属建家*2

×*1

その他の主要な安全保護回路
クレーン（燃料取扱室）
燃料貯蔵庫
濃縮ウラン収納容器
Ｐｕ燃料収納容器
燃料貯蔵棚
屋内管理用の主要な設備
屋外管理用の主要な設備
固体廃棄物の廃棄設備
消火設備
照明設備
制御盤

２３

起動系
運転系
安全系
炉心温度計
テーブル位置表示計
制御安全棒シリンダー圧力計
原子炉停止回路
警報回路
インターロック回路

（２／３）
解体撤去
対象
第１ 第２
段階 段階
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－*3
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－２ ＦＣＡ施設の廃止措置対象

解体
対象

建家

施設・設備

排風機室

×

気体廃棄物の廃棄設備

DP タンク室

×

液体廃棄物の廃棄設備
非常用電源設備

機械室

×
受変電設備

アルゴンタン
ク室
排気筒

×

非常用アルゴンガス放出設備

×

-

排気設備
フィルタ装置気密バタフライバルブ
廃液タンク
排水ポンプ
配管
ガスタービン発電機
蓄電池
高圧受電盤
低圧受電盤
変圧器

（３／３）
解体撤去
対象
第１ 第２
段階 段階
○
○
○
○
○
○
○
○
*3
－
－*3
－*3
○
－*3

*1 管理区域を有する施設については管理区域解除のみを実施*2 燃料取扱室、燃料貯蔵庫、セミホット実験室、汚染検査室、汚染除去室、制御室等*3 一般施設として継続管理
注）原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は解
体しない。

２４

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表 7－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間

備 考

表７－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間
（１／5）

施設区分

設備等の
区分

核燃料物
核燃料
質の取扱施
物質貯蔵
設及び貯蔵
設備
施設

気体廃
棄物の廃
棄設備
放射性廃
棄物の廃棄
施設

液体廃
棄物の廃
棄設備

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

鉄筋コンクリート構造
・貯蔵能力に影響す
燃料 4.5m×7.1m、高さ 5.1m
燃料の貯 るような有害な変形等が貯蔵室 貯蔵能力：燃料要素 蔵機能ないこと。
格納容器最大 20 個
燃料の引き渡し形状：上部開放箱型
・未臨界性に影響す容器（有蓋）
るような有害な変形等が の完了まで
燃料
材質：アルミニウム板
未臨界性 ないこと。
要素格
製
維持機能
納容器
寸法：635mm×635mm、高さ 2027mm
炉室 排風機エリア内
・排気風量が系統
・排風機
107m3/min 以上であるこ
排風 形式：遠心式と。
機、フ・フィルタユニット
・捕集効率が 99.97%ィルタ
形式：チャンバ式
以上であること。
ユニッ
ト
気体廃棄物の処理機 ・排気風量が
燃料 排風機エリア内
気体廃棄物の廃3
能貯蔵室 ・排風機
67m /min 以上であるこ 棄対象とする施設の除染が終了する
等系統 形式：遠心式と。
排風 ・フィルタユニット
・捕集効率が 99.97% まで
機、フ
形式：チャンバ式
以上であること。
ィルタ
ユニッ
ト
鉄筋コンクリート構造
・排気筒の構造を損
排気放出経路
排気口地上高さ：
なうような有害な損傷等
筒
確保機能
15.4m
がないこと。
廃水タンク
・水漏れがなく有害な廃水タンク室内損傷等がないこと。
廃水タンク及び廃水
形式：タンク
液体廃棄廃水ピットでの放タンク、容量：20m3
物の貯留機
射性液体廃棄物の廃水ピ 廃水ピット
能
受入及び排出が終
ット
炉室地下
了するまで
形式：ピット
容量：8m3

施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

鉄筋コ ンク リ ー ト 構造
7.0m×3.6m×3.0m 高・貯蔵能力に影響するよ燃 料 ×７庫
燃料の貯うな有害な変形等が貯蔵庫 貯蔵能力：濃縮ウラン収 蔵機能ないこと。
納容器（低濃縮ウラン）
最大 480 個
濃縮・貯蔵能力に影響するよ
ウ ラ ン 燃料貯蔵庫内
核燃料物
燃料の貯 うな有害な変形等が
核 燃 料 収納容 形状：鳥籠状容器
質の取扱施
蔵機能
ないこと。
燃料の引渡しの物質貯蔵 器材質：鋼製
設及び貯蔵
未臨界性 ・未臨界性に影響するよ 完了まで
設備
（ 低 寸 法 ： 40cm × 40cm ×
施設
維持機能
うな有害な変形等が
濃縮ウ 40cmないこと。
ラン）
燃料貯蔵庫内貯蔵庫の壁に固定・貯蔵能力に影響するよ
燃 料 材質：鋼製
燃料の貯
うな有害な変形等が貯蔵棚 寸法：幅 100～613cm 蔵機能ないこと。
奥行 42.5～100cm
高さ 240～265cm

２５

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表 7－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間（つづき）

備 考

表７－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間
（２／5）

施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

保管 作業室内放射性廃 固体廃
固体廃棄 ・200 リットルドラ 全ての放射性固棄物の廃棄 棄物の廃 廃棄施 ・廃棄物保管場所：約 物の保管機 ム缶が 14 本保管でき 体廃棄物が搬出さ
設
棄設備
れるまで
施設
能
8m2
ること。

屋内管
理用の主
要な設備
放射線管
理施設

屋外管
理用の主
要な設備

原子炉格 格納施
設
納施設

その他
その他の
の附属設
附属施設
備

炉室１階、炉室地階
・線量当量率を測定
ガンできること。
及び炉室入口マ線エ
・警報設定値に達し個数（チャンネル）：3
リアモ
たときに警報を発するこ
計測範囲：10-1～105
ニタ
と。
μSv/h
・表面密度を測定で管理区域内
管理対象の建家
きること。
表面汚染検査用サーの管理区域を解除
ベイメータ
するまで
放射
測定線種：アルファ線サー線、ベータ線放射線監
ベイ設
視機能
・線量当量率を測定
管理区域内
備できること。
ガンマ線サーベイメ
ータ
測定線種：ガンマ線
第２機械室
・排気中の放射性物
質の濃度を測定できる個数（チャンネル）：1
気体廃棄物の廃排気こと。
測定線種：ベータ線
棄設備の使用を終
ダスト・警報設定値に達し
計測範囲：10-1～105s了するまで
モニタ 1たときに警報を発すること。
鉄筋コンクリート構造 放射性物 ・外部と区画できるこ
床面より 5.5m までの 質の漏えい と。
炉室建家の管理
炉室 壁厚：90cm（附属室側 防止及び放 ・放射線障害の防止区域を解除するま
建家 は 120cm）
射線遮蔽体 に影響するような有害なで5.5m 以上の高さの壁 としての機 損傷等がないこと。
能厚：25cm
炉室建家、附属建家
・消防法の規格を満火災報知
自動火災報知設備
足すること。
機能
消火 基数：一式
設備
炉室建家、附属建家
建家の解体工事
消火器、消火栓
消火機能に着手するまで
基数：一式
炉室建家、附属建家・非常灯、誘導灯が点
照明
避難用照
非常灯、誘導灯
灯すること。
設備
明機能
基数：一式

施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

炉外排気
排風機室内
・排風機
形式：ターボファン
基数：２基
・フィルタ
炉 室 形式：チャンバ式
系統
基数：１基
排風
機 、 フ 炉内排気
ィルタ
排風機室内
・排風機
形式：ターボファン
基数：２基
・フィルタ
・総排気風量が 28930
形式：ユニット式㎥/h 以上であること
気体廃棄物の廃
基数：２基
放射性廃 気 体 廃
気体廃棄 （炉外排気、炉内排棄対象とする施設
棄物の廃棄 棄 物 の 廃物の処理機 気は各１台運転時）。
燃料取扱室排気の除染が終了する施設
能棄設備・各フィルタの捕集効率
排風機室内までが 99.0％以上である・排風機こと。
形式：ターボファン
基数：１基
・フィルタ
附 属 形式：チャンバ式
建家系 基数：１基
統
排 風 Pu 燃料取扱・装填用フ
機 、 フ ード排気
ィルタ
排風機室内
・排風機
形式：ターボファン
基数：１基
・フィルタ
形式：ユニット式
基数：１基

２６ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表７－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間
（３／5）
施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

セミホット実験室排気
排風機室内
・排風機
形式：ターボファン
基数：１基
・フィルタ
・総排気風量が 28930
附 属 形式：ユニット式㎥/h 以上であること
建家系 基数：１基
気体廃棄 （炉外排気、炉内排統物の処理機 気は各１台運転時）。 気体廃棄物の廃
気 体 廃 排 風 ホットシャワー・トイレ排 能・各フィルタの捕集効率 棄対象とする施設
棄物の廃 機 、 フ 気が 99.0％以上である の除染が終了する
ィルタ 排風機室内
棄設備
こと。
まで
・排風機
放射性廃
棄物の廃棄
施設

形式：ターボファン
基数：１基
・フィルタ
形式：ユニット式
基数：１基
排 気 鉄筋コンクリート構造
筒排気口地上高さ：55m
DP タンク室内
液体廃
廃 液 形式：タンク
棄物の廃
タンク 容量：４m3
棄設備
基数：２基

放出経路
確保機能

・排気筒の構造を損なう
ような有害な損傷等がないこと。

廃液タンクでの液体廃棄・水漏れがなく有害な損 放射性液体廃棄物物の貯留機
傷等がないこと。
の受入及び排出が能終了するまで

固 体 廃 保 管 燃料取扱室内
固体廃棄 ・200 リットルドラム 全ての放射性固
棄 物 の 廃 廃棄施 ・廃棄物保管場所：約 物の保管機 缶が 26 本保管でき 体廃棄物が搬出さ
れるまで
能
棄設備
設
14m2
ること。

２７

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表７－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間
（４／5）
施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

炉室
測定線種：ベータ線
室 内 指示範囲：10－１～10３
モニタ s－１
数量：１

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

・空気中の放射性物質の濃度を測定できること。
燃料の引渡しの・警報設定値に達したと 完了まできに警報を発すること。
・線量当量率を測定できること。
・警報設定値に達したときに警報を発すること。

炉室及び燃料取扱室
ガン
指示範囲：10－１～10５
マ線エ
μSv/h
屋内管リ ア モ
数量：２
理 用 の 主 ニタ
要な設備
管理区域内
管理対象の建家
表面汚染検査用サー 放射線監
放射線管・表面密度を測定できる の管理区域を解除
ベイメータ
理施設
視機能
するまで
こと。
放射
測定線種：アルファ線サー線、ベータ線
ベイ設
管理区域内
備
ガンマ線サーベイメ
・線量当量率を測定でータきること。
測定線種：ガンマ線
排風機室
・排気中の放射性物質
測定線種：ベータ線の濃度を測定できる屋 外 管 排気気体廃棄物の廃指示範囲：10－１～10５
こと。
理 用 の 主 ダ ス ト －１
棄設備の使用を終s・警報設定値に達したと要な設備 モニタ
了するまで
数量：１
きに警報を発すること。

２８

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表７－１ 性能維持施設の位置、構造及び設備並びにその性能並びにその性能を維持すべき期間
（5／5）
施設区分

設備等の
区分

構成
品目

位置、構造

維持すべき
機能

性能

維持すべき期間

１次容器
鉄筋コンクリート構造
天井壁厚：110cm
床厚：240cm

放射性物
質の漏えい ・外部と区画できること。
炉室建家の管理防止及び放 ・放射線障害の防止に
原子炉格 格 納 施 炉 室区域を解除するま
射線遮蔽体 影響するような有害な
納施設
設
建家
で
２次容器
と し て の 機 損傷等がないこと。
鉄筋コンクリート構造、
能
内側鋼板ライニング
壁厚：40cm
炉室建家及び附属建家
火災報知
自動火災報知設備機能
消 火 基数：一式
・消防法の規格を満足すること。
そ の 他 設備 炉室建家及び附属建家
その他の管理区域を解除
の 附属設
消火器
消火機能
附属施設
するまで
基数：一式
備
炉室建家及び附属建家
照明
避難用照 ・非常灯、誘導灯が点灯
非常灯、誘導灯
設備
明機能
すること。
基数：一式

２９

FCA は建家解体を行わないため「管理区域解除まで」とした

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
表 10－１ 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の推定発生量

表 10－１ 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の推定発生量
放射能レベル区分＊1

種

類

材

質

比較的放射能レベルが高い物＊2――（余裕深度処分相当）
放射能レベルが低い
低レ ベ 物＊2――
ル放射性（ピット処分相当）
廃棄物
金属
放射能レベルが極め
炉心タンク、水位微
コンクリーて低い物＊2調整ピストン、オーバー ト（トレンチ処分相当）
フロータンク等
その他

備 考

重

放射能レベル区分＊1

量 (t)

―

―

―

―

7
68
2

77＊3

種

類

材

質

比較的放射能レベルが高い物＊2――（余裕深度処分相当）
放射能レベルが低い
低レ ベ 物＊2――
ル放射性（ピット処分相当）
廃棄物
金属
１／２格子管集合体、
放射能レベルが極め
コンクリー
炉心物質装填用引出て低い物＊2
ト
し、制御安全棒駆動機（トレンチ処分相当）
構等
その他

重

量 (t)

―

―

―

―

163
218

381＊3

―

金属
24
金属
47
放射性物質として扱う必要がない
炉心タンク架台、排コンクリー
放射性物質として扱う必要がない
空気調和器、燃料貯
コンクリー
―
―
26
57＊4
物＊2
ト
物＊2
ト
風機等
蔵棚等
その他
2
その他
10
31
210
金属
金属
コンクリー
コンクリー
合
計
68
103＊4
合
計
218
438＊5
ト
ト
その他
4
その他
10
＊1；放射能レベル区分は原子炉運転停止後約 10 年（2021 年３月末）経過時における推定放射能濃度により区分し＊1：放射能レベル区分は原子炉運転停止後約 12 年（2023 年３月末）経過時における推定放射能濃度により区分した。
た。
＊2；表 10－２に基づく区分＊2：表 10－２に基づく区分＊3；放射化汚染物質約 4t 及び二次汚染物質約 6t（このうち放射化汚染物質かつ二次汚染物質のものは約 1t）に＊3：放射化汚染物質約 218t（金属約 163t、コンクリート約 55t）
加え、管理区域解除のためのコンクリート掘削等に伴う廃棄物約 68t を含む。
放射化汚染物質かつ二次汚染物質約 66t（金属のみ）
管理区域解除のためのコンクリート掘削等に伴う廃棄物約 218t（炉室約 55t、炉室以外約 163t）
二次汚染物質には L3＊4：二次汚染物質約 30t（金属のみ）を含む。
相当の物（放射化起＊4；このほか、「放射性廃棄物でない廃棄物」の推定発生量は、約 1967t（炉室等のコンクリート約 1864t を含む）と＊5：このほか、「放射性廃棄物でない廃棄物」の推定発生量は、約 100t と推定。合わせて総重量約 538t。
因）と CL相当のものが推定。合わせて総重量約 2070t。
あるため書き分け３０

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
表 10－２ 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の放射能レベル区分の適用基準
放射能レベル区分
低
レ
ベ
ル
放
射
性
廃
棄
物

第二種埋設規則第１条の２第２項第４号別表第１に定める放射能濃度を超えない物であり、かつ第二種埋設規則第１条の２第２項第５号別表第２に定める放射能濃度を超える物

備 考

表 10－２ 放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要がない物の放射能レベル区分の適用基準
放射能レベル区分

適用基準｢核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令｣(昭和 32 年 11 月 21 日政令第 324 号。) 第 31 条に定める放射能濃度を比較的放射能レベルが高い 超えない物であり、かつ「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染され物
た物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則｣（昭和 63 年１月 13 日総理府令第１号。以下「第二種埋設規則」という。）第１条の２第２項第４号別表第１に定める放射能濃度を超える物

放射能レベルが低い物

ＦＣＡ廃止措置計画

低
レ
ベ
ル
放
射
性
廃
棄
物

適用基準

｢核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令｣(昭和 32 年政令第 324 号) 第 31 条に定める放射能濃度を超えない物で比較的放射能レベルが高い あり、かつ「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則｣（昭和 63 年総理府令第１号。以下「第物二種埋設規則」という。）第１条の２第２項第４号別表第１に定める放射能
濃度を超える物

放射能レベルが低い物

第二種埋設規則第１条の２第２項第４号別表第１に定める放射能濃度を超えない物であり、かつ第二種埋設規則第１条の２第２項第５号別表第２に定める放射能濃度を超える物

第二種埋設規則第１条の２第２項第５号別表第２に定める放射能濃度
放射能レベルが極めて低い を超えない物であり、かつ「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射物
能濃度についての確認等に関する規則」（平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）第２条に定める放射能濃度を超える物

第二種埋設規則第１条の２第２項第５号別表第２に定める放射能濃度を超えない物であり、かつ「工場等において用いた資材その他の物に含放射能レベルが極めて低い
まれる放射性物質の放射能濃度が放射線による障害の防止のための措物置を必要としないものであることの確認等に関する規則」（令和 2 年原子力規制委員会規則第 16 号）第２条に定める放射能濃度を超える物｢試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認
放射性物質として扱う必要がない
等に関する規則｣(平成 17 年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号)第２条に物定める放射能濃度を超えない物「工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放放射性物質として扱う必要がない 射能濃度が放射線による障害の防止のための措置を必要としないもの
であることの確認等に関する規則」（令和 2 年原子力規制委員会規則第物16 号）第２条に定める放射能濃度を超えない物

３１

法令改正に伴う記載の適正化

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
表 11－１ 廃止措置全体工程表

表 11－１ 廃止措置全体工程表

年度

2019

2020～2022

2023～2025▼

程第１段階*1

第２段階*1

第３段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）（維持管理段階）（解体撤去段階）・原子炉の機能停止に係る措置

2028

▼
廃
終止
了措
置

・炉室建家の施設・設備の解体撤去*2

・汚染状況の調査

・燃料の引き渡し・解体手順等の検討

・解体作業準備項

2027

廃止措置計画変更認可申請廃止措置計画
認可申請

工

2026

▼

目

・附属建家（燃料貯蔵室、作業室等）の施設・設備の解体撤去*2・廃水タンク室の施設・設備の解体撤去

・排風機エリア等の施設・設備の解体撤去

・炉室建家、附属建家等の管理区域解除

・建家等の解体*1 廃止措置の第１段階～第２段階において、解体撤去で発生する廃棄物の取扱いに関する事前評価のため、試料採取及び分析を行う。
*2 管理区域を解除するまで機能を維持すべき放射線管理施設を除く。

３２

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図４-１ ＴＣＡ施設の鳥瞰図
図４-１ ＦＣＡ施設の鳥瞰図

３３

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図４-２ ＴＣＡ施設の解体対象施設

図４-２ ＦＣＡ施設の解体対象施設

３４

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図４-３ ＴＣＡ施設の管理区域の範囲

図４-３ ＦＣＡ施設の管理区域の範囲

３５

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図４－４ 原子力科学研究所の敷地図

図４－４ 原子力科学研究所の敷地図

３６

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考
機器解体のみを実施
する

図５－１ ＦＣＡ施設の廃止措置終了後の状態

図５－１ ＴＣＡ施設の廃止措置終了後の状態

３７

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図９－１ 主な施設の推定汚染分布

図９－１ 主な施設の推定汚染分布

３８

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図１０－１ 気体廃棄物の廃棄設備の系統図

図１０－１ 気体廃棄物の廃棄設備の系統図

図１０－２ 液体廃棄物の廃棄設備の系統図

図１０－２ 液体廃棄物の廃棄設備の系統図

３９

備 考

ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設に係る廃止措置計画
添付書類二（廃止措置対象施設の敷地に係る図面等）
添付書類三（廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書）
説明資料

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

添付書類一

添付書類二

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図１－１に示す。

図１-１ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

１．廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図を図 2－１に示す。

図２-１ 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図

２－１

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

添付書類二

添付書類三

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

備 考

１．放射線の被ばく管理

１．放射線の被ばく管理

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

1.1 放射線管理
廃止措置期間中の作業環境の放射線監視、被ばく管理、放射線業務従事者の出入り及び搬出物品の管理、管理区
域の指定及び解除、並びに周辺環境の放射線監視等の放射線管理は保安規定に基づいて実施し、法令又は保安規定で定める基準値を超えないように管理する。
被ばくのおそれのある作業を行う場合は、随時、作業環境の放射線モニタリングを実施するとともに、作業方法等の評価を行い、作業方法及び放射線防護方法の改善等の適切な措置を講じ、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。それらに必要とされるガンマ線エリアモニタ、室内モニタ等の放射線管理施設の維持管理を行う。また、周辺環境 性能維持施設が TCAと一部異なるため記載
への放射性物質の放出管理のために、排気ダストモニタの維持管理を行う。
の適正化

1.1.1 作業環境の放射線管理(1) 線量当量率
管理区域内の線量当量率は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。また、管理区域内の線量当量率の変化を生じる遮蔽状況の変化、廃棄物の移動又は特殊な作業がある場合、その都度線量当量率を測定し、安全確保のために必要な措置を講じる。

1.1.1 作業環境の放射線管理(1) 線量当量率
管理区域内の線量当量率は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。また、管理区域内の線量当量率の変化を生じる遮蔽状況の変化、廃棄物の移動又は特殊な作業がある場合、その都度線量当量率を測定し、安全確保のために必要な措置を講じる。

(2) 表面汚染(2) 表面汚染
管理区域内の床の放射性物質の表面密度は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認す
管理区域内の床の放射性物質の表面密度は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。
る。
表面汚染が発生するおそれのある作業等を行う場合は、作業環境を含めて表面密度を測定し、汚染があれば除染
表面汚染が発生するおそれのある作業等を行う場合は、作業環境を含めて表面密度を測定し、汚染があれば除染し、汚染の管理を行う。
し、汚染の管理を行う。
(3) 空気汚染(3) 空気汚染
管理区域内の空気中放射性物質の濃度は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。
管理区域内の空気中放射性物質の濃度は、保安規定に基づき定期的に測定を行い、異常のないことを確認する。
空気汚染の発生するおそれのある作業を行う場合には、汚染拡大防止の養生を設置するとともに、可搬型ダストモ
空気汚染の発生するおそれのある作業を行う場合には、汚染拡大防止の養生を設置するとともに、可搬型ダストモ
ニタ等による監視又はサンプリングによる測定により、作業環境の空気中放射性物質の濃度の管理を行う。
ニタ等による監視又はサンプリングによる測定により、作業環境の空気中放射性物質の濃度の管理を行う。
1.1.2 被ばく管理作業に当たっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射線防護方法（防護具の使用等）、モニ
タリング方法等を決定し、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。
個人の外部被ばく線量は、個人線量計（OSL バッジ、ポケット線量計等）で測定する。内部被ばく線量は、ホ－ルボ
ディカウンタ又はバイオアッセイ法により評価する。また、作業を実施する前に計画線量を設定し、適宜、線量の実績値と比較して、放射線業務従事者の線量限度を超えないように管理する。

1.1.2 被ばく管理作業に当たっては、事前に詳細な作業分析を行い、効率的な作業手順、放射線防護方法（防護具の使用等）、モニ
タリング方法等を決定し、放射線業務従事者の被ばくの低減を図る。
個人の外部被ばく線量は、個人線量計（OSL バッジ、ポケット線量計等）で測定する。内部被ばく線量は、ホ－ルボ
ディカウンタ又はバイオアッセイ法により評価する。また、作業を実施する前に計画線量を設定し、適宜、線量の実績値と比較して、放射線業務従事者の線量限度を超えないように管理する。

1.1.3 放射線業務従事者の出入り及び搬出物品管理(1) 出入り管理
放射線業務従事者に対しては、作業開始前に当該作業についての指示及び教育訓練を行い、管理区域内遵守事
項を徹底させ、作業の安全を図る。
放射線業務従事者が管理区域に立ち入るときは、保護衣等作業上必要な防護具及び個人線量計を着用のうえ、作業を行う。また、管理区域から退出するときは、ハンドフットクロスモニタ又はサーベイメータによって身体表面の汚染検査を行い、管理区域外への汚染の拡大防止を図る。管理区域退出時に汚染が検出されたときは、汚染除去等必要

1.1.3 放射線業務従事者の出入り及び搬出物品管理(1) 出入り管理
放射線業務従事者に対しては、作業開始前に当該作業についての指示及び教育訓練を行い、管理区域内遵守事
項を徹底させ、作業の安全を図る。
放射線業務従事者が管理区域に立ち入るときは、保護衣等作業上必要な防護具及び個人線量計を着用のうえ、作業を行う。また、管理区域から退出するときは、ハンドフットクロスモニタ又はサーベイメータによって身体表面の汚染検査を行い、管理区域外への汚染の拡大防止を図る。管理区域退出時に汚染が検出されたときは、汚染除去等必要

３－１

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
な措置を講じる。

ＦＣＡ廃止措置計画
な措置を講じる。

(2) 搬出物品の管理(2) 搬出物品の管理
管理区域から物品を搬出するときは、物品の表面密度を測定し、保安規定に定める基準を超えた物品を管理区域
管理区域から物品を搬出するときは、物品の表面密度を測定し、保安規定に定める基準を超えた物品を管理区域
外に持ち出すことがないように管理する。
外に持ち出すことがないように管理する。
1.1.4 管理区域の指定及び解除(1) 管理区域の指定
管理区域以外の区域における線量当量率、空気中の放射性物質濃度又は表面密度が、法令に定める値を超える
か、又は超えるおそれがある場合は、対象区域を保安規定に基づき一時的な管理区域として指定する。指定した管理区域は、壁、さく等の区画物によって区画するとともに、標識を設けることによって他の場所と区別する等の措置を講じる。

1.1.4 管理区域の指定及び解除(1) 管理区域の指定
管理区域以外の区域における線量当量率、空気中の放射性物質濃度又は表面密度が、法令に定める値を超える
か、又は超えるおそれがある場合は、対象区域を保安規定に基づき一時的な管理区域として指定する。指定した管理区域は、壁、さく等の区画物によって区画するとともに、標識を設けることによって他の場所と区別する等の措置を講じる。

(2) 管理区域の解除(2) 管理区域の解除(1)で指定した管理区域の線量当量率、空気中の放射性物質濃度及び表面密度が法令に定める値以下であることを(1)で指定した管理区域の線量当量率、空気中の放射性物質濃度及び表面密度が法令に定める値以下であることを確認した場合には、その指定を解除する。
確認した場合には、その指定を解除する。
1.1.5 周辺環境の放射線監視(1) 平常時における放射線監視
原子炉施設から周辺環境に放出される放射性気体廃棄物は、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視するとともに、保安規定に基づき管理を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近のモニタリングポストにより空気吸収線量率の監視を行う。

1.1.5 周辺環境の放射線監視(1) 平常時における放射線監視
原子炉施設から周辺環境に放出される放射性気体廃棄物は、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視するとともに、保安規定に基づき管理を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近のモニタリングポストにより空気吸収線量率の監視を行う。

(2) 異常時における放射線監視(2) 異常時における放射線監視
万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて建家周辺の放射線測定を行う
万一、放射性物質の放出を伴う異常が発生した場合には、サーベイメータ等を用いて建家周辺の放射線測定を行うとともに、環境試料の採取・測定等を行う。
とともに、環境試料の採取・測定等を行う。
1.2 被ばく評価
廃止措置期間中における放射線業務従事者及び一般公衆の被ばく評価は、以下のとおりである。

1.2 被ばく評価
廃止措置期間中における放射線業務従事者及び一般公衆の被ばく評価は、以下のとおりである。

1.2.1 放射線業務従事者の被ばく(1) 第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）
第１段階の原子炉の機能停止に係る措置として実施する炉心タンク上部開放部の閉止措置及び燃料の搬出作業については、十分実績のある従来の施設の保守管理と同様の作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能である。

1.2.1 放射線業務従事者の被ばく(1) 第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）
第１段階の原子炉の機能停止に係る措置として実施する Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定並びに制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去については、十分実績のある従来の施設の保守管理と同様の作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能である。
機能停止措置実施後、炉室内外に設置されている施設・設備の解体撤去を行う。第１段階に係る解体撤去工事着手時の被ばくの面からみた施設の状況は、外部被ばくの線源であった燃料は燃料貯蔵庫にて未臨界を維持し安全に貯蔵され、また、内部被ばくに係る汚染状況として、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、管理区
域内の施設・設備及び建家等の放射化汚染及び二次汚染は極めてわずかであると評価できる。
本評価結果及び施設・設備の表面線量の実測値より、解体撤去工事範囲における放射線レベルは最大でも1.2μSv/h と推定され、第１段階に係る解体撤去工事における放射線業務従事者の外部被ばくは極めてわずかであると評価できる。また、切断による施設・設備の解体撤去作業では塵埃が発生するが、塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、放射線業務従事者には防護マスク等の適切な呼吸用保護具を着用させることにより、放射線業務従事者の内部被ばくを防止することができる。
第 1 段階で実施する解体撤去作業等に伴う放射線業務従事者の総被ばく線量評価結果については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

３－２

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画(2) 第２段階（維持管理段階）
第２段階では、各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備について維持管理を行う。これは、従来の施設の保守管理と同様に十分実績のある作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。
このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能である。

(2) 第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）
燃料の搬出作業並びに各建家及びそれらの維持管理に必要となる施設・設備についての維持管理については、十分実績のある従来の施設の保守管理と同様の作業であることから、放射線業務従事者の被ばくについても、特段の考慮を必要としない。
このため、従来と同様、保安規定に基づき放射線管理を適切に行うとともに、実績のある保守管理作業等の経験に基づき、被ばく低減を図ることが可能である。

(3) 第３段階（解体撤去段階）
第３段階に係る解体撤去工事着手時の被ばくの面からみた施設の状況は、外部被ばくの線源であった燃料は搬出され、また、内部被ばくに係る汚染状況として、「添付書類四 １．残存放射性物質の評価」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、管理区域内の施設・設備及び建家等の放射化汚染及び二次汚染は極めてわずかであると評価できる。
本評価結果及び施設・設備の表面線量の実測値より、全ての管理区域の放射線レベルはバックグラウンドレベルと推定され、第３段階に係る解体撤去工事における放射線業務従事者の外部被ばくは極めてわずかであると評価できる。また、切断による施設・設備の解体撤去作業では塵埃が発生するが、塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、放射線業務従事者には防護マスク等の適切な呼吸具を着用させることにより、放射線業務従事者の内部被ばくを防止することができる。
第３段階で実施する解体撤去作業等に伴う放射線業務従事者の総被ばく線量評価結果については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

第２段階に係る解体撤去工事着手時の被ばくの面からみた施設の状況は、外部被ばくの線源であった燃料は搬出され、また、内部被ばくに係る汚染状況として、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、管理区域
内の施設・設備及び建家等の放射化汚染及び二次汚染は極めてわずかであると評価できる。
本評価結果及び施設・設備の表面線量の実測値より、全ての管理区域の放射線レベルはバックグラウンドレベルと推定され、第２段階に係る解体撤去工事における放射線業務従事者の外部被ばくは極めてわずかであると評価できる。また、切断による施設・設備の解体撤去作業では塵埃が発生するが、塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、放射線業務従事者には防護マスク等の適切な呼吸用保護具を着用させることにより、放射線業務従事者の内部被ばくを防止することができる。
第２段階で実施する解体撤去作業等に伴う放射線業務従事者の総被ばく線量評価結果については、解体撤去工事に着手する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

1.2.2 一般公衆の被ばく(1) 放射性気体廃棄物の放出による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）のうち原子炉の機能停止に係る措置として実施する Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定並びに制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去で発生する放射性気体廃棄物は、施設の運転段階における原子炉停止時の発生量と同程度であり、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。また、第１段階のうち解体撤去工事で発生する放射性気体廃棄物は、主として、炉室設備の解体撤去工事で切断対象としている放射化汚染物質のうち、１／２格子管集合体、格子管集合体冷却設備、Pu 燃料装荷用生体遮蔽板、燃料移送設備等の切断に伴う放射性物質がある。しかしながら、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、FCA 施設の気体廃棄物の廃棄設備により排気するため、放射性塵埃の環境への放出は極めてわずかであると評価できる。したがって、放射性気体廃棄物による一般公衆の被ばくの影響は極めて小さいと評価できる。
廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）のうち燃料搬出及び解体撤去工事に着手するまでの維持管理で発生する放射性気体廃棄物の発生量は第１段階の機能停止措置の際と同程度であり廃棄の方法も同様であることから、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。また、第２段階のうち解体撤去工事で発生する放射性気体廃棄物は、主として、管理区域解除のための炉室のコンクリートはつり作業に伴う放射性物質がある。しかしながら、第１段階に係る解体撤去工事の評価と同様、一般公衆の被ばくの影響は極めて小さいと評価できる。
なお、平常時においては、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタによる低減（除去効率 99％）が期待できるた
なお、平常時においては、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタによる低減（除去効率 99％）が期待できるた
め、廃止措置の第３段階の期間中に室内空間に放出される放射性気体廃棄物として、「添付書類三 ３．評価（第３段 め、廃止措置の期間中に室内空間に放出される放射性気体廃棄物として、「添付書類四」に示す事故評価で放出され階）」に示す事故評価で放出される最大量を想定しても、一般公衆の被ばくは事故時の被ばく評価結果である約 る最大量を想定しても、一般公衆の被ばくは事故時の被ばく評価結果である約 1.7×10-2 mSv の 100 分の１となり、約1.3×10-6 mSv の 100 分の１となり、約 1.3×10-8 mSv となる。
1.7×10-4 mSv となる。

1.2.2 一般公衆の被ばく(1) 放射性気体廃棄物の放出による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）で発生する放射性気体廃棄物は、施設の運転段階における原子炉停止時の発生量と同程度であり、従来の廃棄の方法と同様、気体廃棄物の廃棄設備の高性能フィルタでろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物質の濃度が線量告示に定める
排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。
廃止措置の第３段階（解体撤去段階）で発生する放射性気体廃棄物は、主として、第３段階で切断対象としている放射化汚染物質のうち、炉心タンク、水位微調整ピストン、オーバーフロータンク等の切断に伴う放射性物質（切断カー
フ幅、切断回数を考慮した、炉心タンク、水位微調整ピストン、オーバーフロータンク等に含む放射性物質の 11％）がある。しかしながら、「添付書類四 １．残存放射性物質の評価」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、塵埃中の放射性物質の量が極めて少ないと評価できること、管理区域内で発生した塵埃に対しては、集塵装置、局所排気装
置、汚染拡大防止の養生等の対策を講じるとともに、ＴＣＡ施設の気体廃棄物の廃棄設備により排気するため、放射性塵埃の環境への放出は極めてわずかであると評価できる。したがって、放射性気体廃棄物による一般公衆の被ばくの影響は極めて小さいと評価できる。

(2) 放射性液体廃棄物の放出による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）において発生する放射性液体廃棄物は、主として、保守点検等を行う作業員が管理区域から退室する際に発生する手洗い水であり、施設の運転段階における発生量と同程度である。放射性液体廃棄物は、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃水タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについて
は、原子力科学研究所一般排水溝に排出する。廃水タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるもの(2) 放射性液体廃棄物の放出による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）のうち原子炉の機能停止に係る措置として実施する Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定並びに制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去において発生する放射性液体廃棄物は、主として、保守点検等を行う作業員が管理区域から退室する際に発生する手洗い水であり、施設の運転段階における発生量と同程度である。放射性液体廃棄物は、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排

３－３

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画については、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。
廃止措置の第３段階（解体撤去段階）において発生する放射性液体廃棄物は、主として、保守点検や解体撤去等を行う作業員が管理区域から退室する際に発生する手洗い水及び汚染の除去等に伴う解体撤去工事の付随廃液であり、「添付書類四 １．残存放射性物質の評価」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、付随廃液中の放射性物
質の量は極めて少ないと評価できる。これらの放射性液体廃棄物は、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃水タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のものについて
は、原子力科学研究所一般排水溝に排出する。廃水タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。

水中の濃度限度以下のものについては、原子力科学研究所一般排水溝に排出する。廃液タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理するため、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。また、第１段階のうち解体撤去工事において発生する放射性液体廃棄物は、主として、保守点検や解体撤去等を行う作業員が管理区域から退室する際に発生する手洗い水及び汚染の除去等に伴う解体撤去工事の付随廃液であり、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果から、付随廃液中の放射性物質の量は極めて少ないと評価できる。これらの放射性液体廃棄物は、従来の方法と同様、液体廃棄物の廃棄設備の廃液タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、線量告示に定める排水中の濃度限度以下のもの
については、原子力科学研究所一般排水溝に排出する。廃液タンクに一時貯留したもののうち排水中の濃度限度を超えるものについては、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場に運搬して処理するため、一般公衆への被ばく影
響は極めて小さい。
廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）のうち燃料搬出及び解体撤去工事に着手するまでの維持管理において発生する放射性液体廃棄物の発生量は、第１段階の機能停止措置の際と同程度であり廃棄の方法も同様であることから、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。また、第２段階のうち解体撤去工事において発生する放射性液体廃棄物の発生量は、第１段階に係る解体撤去工事の際と同程度であり廃棄の方法も同様であることかしたがって、一般公衆が受ける被ばくは、原子力科学研究所の原子炉設置変更許可申請書共通編添付書類九に記 ら、一般公衆への被ばく影響は極めて小さい。
載している全原子炉施設からの放射性液体廃棄物による実効線量を超えるおそれはない。
したがって、一般公衆が受ける被ばくは、原子力科学研究所の原子炉設置変更許可申請書共通編添付書類九に記載している全原子炉施設からの放射性液体廃棄物による実効線量を超えるおそれはない。
(3) 放射性固体廃棄物による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から燃料搬出までの段階）及び第２段階（維持管理段階）で発生する放射性固体廃棄物は、施設の運転段階における発生量と同程度であることから、放射性固体廃棄物による一般公衆に被ばく影響を与えることはない。これらの廃棄物は、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ引き渡すまでの間、廃棄物保管場所である作業室で保管する。
廃止措置の第３段階（解体撤去段階）において発生する放射性固体廃棄物は、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ引き渡すまでの間、作業室のほか、炉室で保管する。炉室は、第３段階における廃棄物保管場所とする。炉室内に設置されている放射化汚染物質である解体対象機器の廃棄物は、炉室以外に保管しない。廃棄物保管場所
は、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場の保管容量を確保した上で、順次引き渡されるため、当該室の保管容量を超えることはない。また、炉室は原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮蔽及び閉じ込め機能を有しており、これらの機能は炉室の管理区域を解除するまでの間、維持される。
さらに、「添付書類四 １．残存放射性物質の評価」で示した放射化汚染物質等の評価結果及びそれらの表面線量の実測値（バックグラウンドレベル）から、これらの放射性固体廃棄物の放射線レベルは、極めて低いものであり、施設運転中に発生するレベルを超えることはない。また、放射化汚染物質の保管についても、遮蔽設計された炉室内で行うことから、放射性固体廃棄物による直接線及びスカイシャイン線による一般公衆への被ばく影響は無視できる。

(3) 放射性固体廃棄物による被ばく
廃止措置の第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）のうち原子炉の機能停止に係る措置として実施する Pu 燃料装荷用生体遮蔽板を設置した状態での固定並びに制御安全棒の撤去及び移動テーブル駆動機構電源の撤去で発生する放射性固体廃棄物は、施設の運転段階における発生量と同程度であることから、放射性固体廃棄物による一般公衆に被ばく影響を与えることはない。また、第１段階のうち解体撤去工事において発生する放射性固体廃棄物は、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場へ引き渡すまでの間、燃料取扱室のほか、炉室で保管する。炉室内に設置されている放射化汚染物質である解体対象機器の廃棄物は、炉室以外に保管しない。放射性固体廃棄物は、原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場の保管容量を確保した上で、順次引き渡されるため、廃棄物保管場所の保管容量を超えることはない。また、炉室は原子炉運転を考慮して設計されているため、廃止措置
期間中の解体廃棄物の保管に必要な遮蔽及び閉じ込め機能を有しており、これらの機能は炉室の管理区域を解除す
るまでの間、維持される。
さらに、「添付書類五」で示した放射化汚染物質等の評価結果及びそれらの表面線量の実測値（最大でも1.2μSv/h）から、これらの放射性固体廃棄物の放射線レベルは、極めて低いものであり、施設運転中に発生するレベ
ルを超えることはない。また、放射化汚染物質の保管についても、遮蔽設計された炉室内で行うことから、放射性固体
廃棄物による直接線及びスカイシャイン線による一般公衆への被ばく影響は無視できる。
廃止措置の第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）のうち燃料搬出及び解体撤去工事に着手するまでの維持管理で発生する放射性固体廃棄物の発生量は、第１段階の機能停止措置の際と同程度であり廃棄の方法も同様であることから、一般公衆に被ばく影響を与えることはない。また、第２段階のうち解体撤去工事において発生する
放射性固体廃棄物の発生量は、第１段階に係る解体撤去工事の際と同程度かつ汚染レベルの低い物であり廃棄の方法も同様であることから、一般公衆への被ばく影響は無視できる。

３－４

備 考

ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設に係る廃止措置計画
添付書類四（廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書）
説明資料

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

１．概要
本説明書では、廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故が発生したとしても、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを説明する。なお、想定される事故は、第１段階及び第２段階（解体撤去をしない期間）と第３段階（解体撤去期間）で異なることからそれぞれの段階について評価する。

１．概要
本説明書では、廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定される事故が発生したとしても、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを説明する。なお、想定される事故は、第１段階（原子炉の機能停止から炉室設備の解体撤去までの段階）と第２段階（燃料搬出から管理区域解除までの段階）で異なることから、それぞれの段階について評価する。

２．評価(第１段階及び第２段階)

２．評価(第１段階)

備 考

2.1 最も影響の大きい事故の選定
2.1 最も影響の大きい事故の選定
廃止措置の工事上の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害に起因して発生すると廃止措置の工事上の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害に起因して発生すると想定される事故は以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定 想定される事故は、以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選する。
定する。
(1) 燃料の搬出作業中等の燃料破損事故(1) 燃料の貯蔵中等における燃料破損事故
廃止措置の第１段階において、燃料をＴＣＡ施設からＳＴＡＣＹ施設へ搬出する。事故の想定として、廃止措置の第１段階において、燃料はＦＣＡ施設の核燃料物質の貯蔵施設において貯蔵する。事故の想
燃料搬出作業中等に何らかの原因（誤操作、地震等）により、燃料の被覆管が破損し、燃料内に蓄積され 定として、貯蔵中等に何らかの原因（誤操作、地震等）により、燃料が落下、破損し、破損した劣化ウラ
た核分裂生成物(原子炉停止後約６年（2017 年３月末）経過時の核分裂生成物であり、主要な放射性核種 ン酸化物燃料の粉末（主要な放射性核種は U-234、U-235、U-238 で放射能量：5.5×107Bq）が環境に放出
は Kr-85、I-129 で放射能量：2.7×107Bq)が環境へ放出されるものとする。
されるものとする。
(2) 廃棄物保管中の火災施設の維持管理に伴い発生した廃棄物を収納したカートンボックスは、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。事故の想定として、カートンボックスを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。廃棄物保管場所に保管されていたカートンボックス内の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量：6.0×104Bq）が環境へ放出されるものとする。なお、カートンボックスには、「添付書類四 1.3 二次汚染物質」の評価対象機器のうち、維持管理のため機器内面に触れる可能性のある開放型の炉心タンクに係る放射性物質（炉心タンクに係る二次汚染物質の全放射能量）が収納されていたものとする。

(2) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全
廃止措置の第１段階に係る解体撤去工事では、放射化汚染物質の切断作業を行う。切断作業においては、
必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用等の措置を行い、切断に伴って発生する粒子状の放射性物質による汚染拡大を防止する。事故の想定として、本作業中に何らかの原因（機器の故障、誤操作等）により、これらの汚染拡大を防止する機器が機能不全となり、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。切断対象として想定する設備は、「添付書類五」の「1.2放射化汚染物質」の評価対象機器である、１／２格子管集合体、クレーン等とし、その解体撤去工事における切断により発生する粒子状の放射性物質の全量（原子炉停止後約 12 年（2023 年３月末）経過時の推定放射能量の一部であり、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.2×107Bq）が環境へ放出される想定とする。

(3) 気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損(3) 廃棄物保管中の火災管理区域から発生した粒子状の放射性物質は、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットに蓄積され廃止措置の第１段階に係る解体撤去工事では、放射化汚染物質の切断作業を行う。切断作業において発る。事故の想定として、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットが火災により破損し、付着している粒 生する粒子状の放射性物質（原子炉停止後約 12 年（2023 年３月末）経過時の推定放射能量の一部であり、子状の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量：6.0×104Bq）が環境へ放出されるものとする。 主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.2×107Bq）を捕集した使用済フィルタは、火
なお、フィルタユニットには、「添付書類四 1.3 二次汚染物質」の評価対象機器のうち、開放タンクであ 災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。一方、廃止措置期間中の解体撤去作業等による炉心タンクより遊離した放射性物質（炉心タンクに係る二次汚染物質の全放射能量）が蓄積されていた り発生する可燃性廃棄物を収納したカートンボックスについても同様に、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。事故の想定として、放射化汚染物質の切断において発生した粒子状の放射ものとする。
性物質を捕集した使用済フィルタを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。さらに、火災が、廃止措置期間中の解体撤去作業等により発生する可燃性の廃棄物を収納したカートンボックスに延焼し、カートンボックス内に含まれる放射性物質（主要な放射性核種は U-235、Co-60
で放射能量：1.2×107Bq）が環境へ放出される想定とする。切断により発生した粒子状の放射性物質及びカートンボックス内の放射性物質の全量が環境へ放出されるものとする。なお、カートンボックスには、「添付書類五」の「1.3 二次汚染物質」の全評価対象機器の放射性物質（二次汚染物質の全放射能量）が収納されていたものとする。

(4) その他の災害(4) その他の災害
原子炉施設の設置場所は、海抜約９mの位置にある。一方、行政機関により評価された津波による遡上
原子炉施設の設置場所は、海抜約９m の位置にある。一方、行政機関により評価された津波による遡上
高さは海抜約６mであることから十分な敷地高さを有しているため、津波に起因する事故を想定する必要 高さは海抜約６m であることから十分な敷地高さを有しているため、津波に起因する事故を想定する必要はない。また、東海村が公開している「東海村自然災害ハザードマップ」（2018）(1)より、ＴＣＡ施設が浸 はない。また、東海村が公開している「東海村自然災害ハザードマップ」（2018）(1)より、ＦＣＡ施設が浸水区域に指定されていないことから、洪水に起因する事故を想定する必要はない。また、外部火災、台風、 水区域に指定されていないことから、洪水に起因する事故を想定する必要はない。さらに、燃料搬出まで

４－１

炉心解体を行う時期には燃料が施設内にあるため燃料破損事故
を追加した

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

竜巻等の災害に起因する事故については、上記(1)～(3)の事故の想定が燃料内に蓄積された核分裂生成物 の間は貯蔵管理のみを行い、施設の運転段階と同様に保安規定に基づく臨界管理を行うことから、臨界事 臨界事故及びナトリウ
若しくは粒子状の放射性物質の全量放出といった最大の想定をしていることから、上記(1)～(3)の事故で 故を想定する必要はない。危険物（金属ナトリウム）については、ステンレス被覆により密封されている ム火災に関する記載
想定している事故の影響を上回ることはない。
こと、かつ、管理区域を禁水としていることから、金属ナトリウムによる火災を想定する必要はない。そ を追加の他、外部火災、台風、竜巻等の災害に起因する事故については、上記(1)～(3)の事故の想定が劣化ウラ
ン酸化物燃料の粉末若しくは粒子状の放射性物質の全量放出といった最大の想定をしていることから、上記(1)～(3)の事故で想定している評価結果を上回ることはない。
以上から、廃止措置期間中の第１段階及び第２段階（解体撤去をしない期間）での一般公衆への被ばく(1)～(3)の事故のうち、廃止措置期間中の第１段階での一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選影響が最も大きい事故を選定する。
定する。
「(3) 気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損」については、放射性核種、放射能量共に「(2)
上記「(3) 廃棄物保管中の火災」による想定では、「(2) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡
廃棄物保管中の火災」と同様であり、事故の影響は同じである。したがって、評価は「(2) 廃棄物保管 大防止機器の機能不全」で想定した放射化汚染物質の全放出に加え、カートンボックス内の二次汚染物質の全放出も含んでいることから「(2) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全」
中の火災」について実施する。
を包含する。
以上より、「(1) 燃料の搬出作業中等の燃料破損事故」、「(2) 廃棄物保管中の火災」の事故は、対象
以上より、「(1) 燃料の貯蔵中等における燃料破損事故」、「(3) 廃棄物保管中の火災」の事故は、対の放射性核種が異なることから、それぞれの事故を評価する。
象の放射性核種が異なることから、それぞれの事故を評価する。
2.2 燃料破損事故の一般公衆の被ばく評価

2.2 燃料破損事故の一般公衆の被ばく評価

2.2.1 評価条件
2.2.1 評価条件
燃料の搬出作業中等の燃料破損事故における評価条件は以下のとおりである。
燃料の貯蔵中等における燃料破損事故における評価条件は以下のとおりである。
① 燃料の搬出作業中等に破損する燃料は、全燃料が破損したものとする。
① 燃料の貯蔵中等に破損する燃料は、全ての劣化ウラン酸化物燃料が破損したものとする。
② ＴＣＡ施設の特性、また、最終運転日から約６年以上経過していることから、対象とする核種は、② 劣化ウラン酸化物燃料の構成核種は U-234、U-235、U-238 とする。
原子炉運転中に燃料内に蓄積された核分裂生成物（放射性希ガス及びよう素）のうち、長半減期核種③ 劣化ウラン酸化物燃料が破損したときの、粉末の大気中への移行率は 5.0×10-3 とする(2)。
である Kr-85 及び I-129 とする。
④ 核燃料物質貯蔵設備（燃料貯蔵庫）の構造物への沈着による除染係数は 10 とする(3)。
③ Kr-85 及び I-129 の全量が燃料貯蔵室内に放出されたのち、作業室非常扉から瞬時に地上放出され⑤ U-234、U-235、U-238 が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。
るものとする。
④ Kr-85 及び I-129 が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。
2.2.2 放出量評価
2.2.2 放出量評価
燃料破損事故によって環境に放出される放射能量は、U-234 が 6.2×106Bq、U-235 が 6.5×105Bq 及び U燃料内に蓄積された核分裂生成物の蓄積放射能量は、ORIGEN-S により算出した。
評価に当たっては、核分裂生成物の放射能量が実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とす 238 が 4.8×107Bq である。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表４－１に示す。
るため、総積算出力（13,923Wh）分の運転を最高熱出力 200W で連続（約 70 時間）して行った後、約６年間冷却するものとした。
全燃料に蓄積する核分裂生成物の蓄積放射能量は、Kr-85 が 2.7×107Bq 及び I-129 が 7.2×101Bq である。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表３－１に示す。
2.2.3 被ばく線量評価
2.2.3 被ばく線量評価
環境へ放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、呼吸に伴う吸入摂取による内部被ばく及環境へ放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、呼吸に伴う吸入摂取による内部被ばく及
びγ線放出核種からの外部被ばくを評価する。
びγ線放出核種からの外部被ばくを評価する。
(1) 相対濃度(χ／Ｑ)、相対線量(Ｄ／Ｑ)(1) 相対濃度(χ／Ｑ)、相対線量(Ｄ／Ｑ)
被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ／Ｑ)及び相対線量(Ｄ／Ｑ)は、後述の「4.3.2 被ばく評価に使用する
被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ／Ｑ)及び相対線量(Ｄ／Ｑ)は、後述の「4.3.2 被ばく評価に使用する
気象条件」に示す値を用いる。
気象条件」に示す値を用いる。
(2) 計算方法
1) 放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝
(3-1)
ここで、
Ｄi
：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｒ：呼吸率(2)（成人の場合1.2ｍ３/ｈ、小児の場合0.31ｍ３/ｈ）
よう素については、小児の値を使用する。
χ／Ｑ ：相対濃度（ｈ/ｍ３）(2) 計算方法
1) 放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝
(4-1)
ここで、
Ｄi
：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｒ：呼吸率(4)（成人の場合1.2ｍ３/ｈ、小児の場合0.31ｍ３/ｈ）
χ／Ｑ ：相対濃度（ｈ/ｍ３）(ＤＣ)i ：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表４－１参照）

４－２

大気中への移行率について考慮
粉末の建屋への沈着について考慮

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色(ＤＣ)i ：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表３－１参照）
よう素については、小児（１歳）の値を使用する。
Ｑｉ：核種ｉの放出量（Bq）（2.2.2項参照）
2) 放射性物質の外部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝
(3-2)
ここで、
：γ線の外部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｄγ
Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy/(MeV･Bq)）
Ｑγｉ ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表３－１に示すとおりである。

ＦＣＡ廃止措置計画
Ｑｉ

備 考：核種ｉの放出量（Bq）（2.2.2項参照）

2) 放射性物質の外部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝
(4-2)
ここで、
：γ線の外部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｄγ
Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy/(MeV･Bq)）
Ｑγｉ ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表４－１に示すとおりである。

2.2.4 評価結果
環境に放出される放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ば
くの実効線量が約1.6×10-10 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約1.2×10-10 mSvである。
以上より、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外部被ばくの実効線量の合計は、約2.8×10-10 mSvである。

2.2.4 評価結果
環境に放出される放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ば
くの実効線量が約1.7×10-2 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約3.1×10-10 mSvである。
以上より、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外部被ばくの実効線量の合計は、約 1.7×10-2 mSv である。

2.3 廃棄物保管中の火災による一般公衆の被ばく評価

2.3 廃棄物保管中の火災による一般公衆の被ばく評価

2.3.1 評価条件
廃棄物保管中の火災における評価条件は以下のとおりである。
① 保管中の廃棄物中の放射性物質の全量が瞬時に地上に放出される。
② 放射性物質が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。

2.3.1 評価条件
廃棄物保管中の火災における評価条件は以下のとおりである。
① 廃棄物保管中に、火災が発生し、保管中の廃棄物中の放射性物質の全量が瞬時に室内へ放出されるものとする。
② 放射性物質が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。
③ 放射化汚染物質の切断により発生する粒子状の放射性物質に係る評価対象核種は、実効線量への寄与を考慮した上で優位な放射能となる、Fe-55、Co-60、Ni-63 等の 30 核種を選定する。
（表４－２参照）(3)
放射化汚染物の一部④ 炉室建家の構造物への沈着による除染係数は 10 とする 。
は炉室建家に沈着するものとした2.3.2 放出量評価
放射化汚染を生じている部分の切断を行う可能性のある全ての設備について、切断により発生する粒子状の
放射性物質の全量（主要な放射性核種はFe-55、Co-60、Ni-63等で放射能量：1.2×107Bq）が放出するものとする。
切断により発生する粒子状の放射性物質の量は、構造材全体の約５％とする。
（切断カーフ幅1.2cm(5)と想定し、 切断の対象設備につ粒子状の放射性物質の量を切断カーフ幅と総切断長から算出した場合、その量は構造材全体の約５％となる。
） いてのみ計算
構造材中の放射性物質の量は、「添付書類五」の「1.2.1 評価方法」に記載した評価方法により算出し、原子炉停止後約12年（2023年３月末）経過時の放射能量で評価した。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表４－２に示す。
さらに、カートンボックス内に二次汚染物質の全量が収納され、カートンボックス内の放射性物質の全量（放射性核種は U-235、Co-60 で放射能量：1.2×107Bq）が放出するものとする。事故時の放射性物質の放出量の評価結果を表４－３に示す。

2.3.2 放出量評価
廃棄物保管場所に保管されていたカートンボックス内の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量：6.0×104Bq）が環境へ放出されるものとする。カートンボックスには、「添付書類四 1.3 二次汚染物質」の評価対象機器のうち、維持管理のため機器内面に触れる可能性のある開放型の炉心タンクに係る放射性物質（炉心タンクに係る二次汚染物質の全放射能量）が収納されていたものとする。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表３－２に示す。

2.3.3 被ばく線量評価
2.3.3 被ばく線量評価
環境へ放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、呼吸に伴う吸入摂取による内部被ばく及環境へ放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、呼吸に伴う吸入摂取による内部被ばく及
びγ線放出核種からの外部被ばくを評価する。
びγ線放出核種からの外部被ばくを評価する。
(1) 相対濃度(χ／Ｑ)、相対線量(Ｄ／Ｑ)(1) 相対濃度(χ／Ｑ)、相対線量(Ｄ／Ｑ)
被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ／Ｑ)及び相対線量(Ｄ／Ｑ)は、後述の「4.3.2 被ばく評価に使用する
被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ／Ｑ)及び相対線量(Ｄ／Ｑ)は、後述の「4.3.2 被ばく評価に使用する

４－３

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

気象条件」に示す値を用いる。

気象条件」に示す値を用いる。

(2) 計算方法
1) 放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝
(3-1)
ここで、
Ｄi
：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｒ：呼吸率(2)（成人の場合1.2ｍ３/ｈ、小児の場合0.31ｍ３/ｈ）
χ／Ｑ ：相対濃度（ｈ/ｍ３）(ＤＣ)i ：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表３－２参照）
Ｑｉ：核種ｉの放出量（Bq）（2.3.2項参照）(2) 計算方法
1) 放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝
(4-1)
ここで、
Ｄi
：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
H-3については、皮膚浸透による摂取を考慮し、本計算結果に増加係数（1.5）を乗じるものとする。
Ｒ：呼吸率(4)（成人の場合1.2ｍ３/ｈ、小児の場合0.31ｍ３/ｈ）
よう素については、小児の値を使用する。
χ／Ｑ ：相対濃度（ｈ/ｍ３）(ＤＣ)i ：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表４－２及び表４－３参照）
よう素については、小児（１歳）の値を使用する。
Ｑｉ：核種ｉの放出量（Bq）（2.3.2項参照）

2) 放射性物質の外部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝
(3-2)
ここで、
Ｄγ
：γ線の外部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy/(MeV･Bq)）
Ｑγｉ ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表３－２に示すとおりである。

備 考2) 放射性物質の外部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝
(4-2)
ここで、
Ｄγ
：γ線の外部被ばくによる実効線量（Sv）
Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy/(MeV･Bq)）
Ｑγｉ ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表４－２及び表４－３に示すとおりである。

2.3.4 評価結果
2.3.4 評価結果
廃棄物の保管中の火災により環境に放出される放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、環境に放出される放射化汚染物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ば 放射化汚染物質と二-8
吸入摂取による内部被ばくの実効線量が約7.7×10 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が くの実効線量が約4.0×10-6 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約1.3×10-8 mSvである。 次汚染物質による被約3.0×10-10 mSvである。
環境に放出される二次汚染物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ばく ばく評価を書き分け
以上より、廃棄物の保管中の火災により環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線 の実効線量が約3.6×10-4 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約5.0×10-8 mSvである。
量及びγ線放出核種からの外部被ばくの実効線量の合計は、約7.8×10-8 mSvである。
以上より、放射化汚染物質の切断作業における使用済フィルタ及び保管中のカートンボックスの火災により、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外部被ば
くの実効線量の合計は、約3.6×10-4 mSvである。
2.4 最も影響の大きい事故における一般公衆の被ばく線量評価結果
2.4 最も影響の大きい事故における一般公衆の被ばく線量評価結果
燃料破損事故による実効線量は、約2.8×10-10 mSv、廃棄物保管中の火災による実効線量は、約7.8×10燃料破損事故による実効線量は、約 1.7×10-2 mSv、廃棄物保管中の火災による実効線量は、約 3.6×10-4 mSv
8
mSvであることから、廃棄物保管中の火災が最も影響の大きい事故となる。
であることから、燃料破損事故が最も影響の大きい事故となる。
以上より、第１段階及び第２段階において最も影響の大きい事故における一般公衆の実効線量は、約 7.8×以上より、第１段階において最も影響の大きい事故における一般公衆の実効線量は、約 1.7×10-2 mSv であ
10-8 mSv であり、判断基準（5mSv）に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えるこ り、判断基準（5mSv）に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
とはない。
３．評価(第３段階)

３．評価(第２段階)

3.1 最も影響の大きい事故の選定
3.1 最も影響の大きい事故の選定
廃止措置の工事上の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害に起因して発生すると廃止措置の工事上の過失、機械若しくは装置の故障又は地震、火災その他の災害に起因して発生すると想定想定される事故は以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定 される事故は以下のとおりである。これらのうち、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定する。
する。
(1) 燃料の貯蔵中等における燃料破損事故
廃止措置の第２段階において、燃料搬出まで燃料はＦＣＡ施設の核燃料物質の貯蔵施設において貯蔵する。
事故の想定として、貯蔵中等に何らかの原因（誤操作、地震等）により、燃料が落下、破損し、破損した劣化ウ
ラン酸化物燃料の粉末（主要な放射性核種は U-234、U-235、U-238 で放射能量：5.5×107Bq）が環境に放出され４－４

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考るものとする。

(1) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全
廃止措置の第３段階の放射化汚染物質の解体撤去工事では、放射化汚染物質の切断作業を行う。切断作業においては、必要に応じて汚染拡大防止の養生、集塵装置及び高性能フィルタ付局所排気装置の使用等の措置を行い、切断に伴って発生する粒子状の放射性物質による汚染拡大を防止する。事故の想定として、本作業中に何らかの原因（機器の故障、誤操作等）により、これらの汚染拡大を防止する機器が機能不全となり、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。切断対象として想定する設備は、「添付書
類四 1.2 放射化汚染物質」の評価対象機器である炉心タンク、水位微調整ピストン、オーバーフロータ
ンク等とし、その解体撤去工事における切断により発生する粒子状の放射性物質の全量（原子炉停止後約 10年（2021 年３月末）経過時の推定放射能量の一部であり、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.1×106Bq）が環境へ放出される想定とする。
(2) 廃棄物保管中の火災(2) 廃棄物保管中の火災施設の維持管理に伴い発生した廃棄物を収納したカートンボックスは、火災防止のため金属製の容器又は金廃止措置の第３段階の放射化汚染物質の解体撤去工事では、放射化汚染物質の切断作業を行う。切断作業において発生する粒子状の放射性物質（原子炉停止後約 10 年（2021 年３月末）経過時の推定放射能量 属製の保管庫に収納する。事故の想定として、カートンボックスを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質の一部であり、主要な放射性核種は Fe-55、Co-60、Ni-63 等で放射能量：1.1×106Bq）を捕集した使用済フ が環境へ放出されるものとする。廃棄物保管場所に保管されていたカートンボックス内の放射性物質の全量（放ィルタは、火災防止のため金属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。一方、廃止措置期間中の解体撤 射性核種は U-235、Co-60 で放射能量：1.2×107Bq）が環境へ放出されるものとする。なお、カートンボック
去作業等により発生する可燃性廃棄物を収納したカートンボックスについても、同様に、火災防止のため金 スには、「添付書類五」の「1.3 二次汚染物質」の全評価対象機器の放射性物質（二次汚染物質の全放射能量）
属製の容器又は金属製の保管庫に収納する。事故の想定として、放射化汚染物質の切断において発生した粒 が収納されていたものとする。
子状の放射性物質を捕集した使用済フィルタを保管中に火災が発生し、粒子状の放射性物質が環境へ放出されるものとする。さらに、火災が、廃止措置期間中の解体撤去作業等により発生する可燃性の廃棄物を (3) 気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損
収納したカートンボックスに延焼し、カートンボックス内に含まれる放射性物質（主要な放射性核種は Co管理区域から発生した粒子状の放射性物質は、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットに蓄積される。事560 で放射能量：6.1×10 Bq）が環境へ放出される想定とする。切断により発生した粒子状の放射性物質及 故の想定として、気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットが火災により破損し、付着している粒子状の放射びカートンボックス内の放射性物質の全量が環境へ放出されるものとする。なお、カートンボックスには、 性物質の全量（放射性核種は U-235、Co-60 で放射能量：1.2×107Bq）が環境へ放出されるものとする。なお、「添付書類四 1.3 二次汚染物質」の全評価対象機器の放射性物質（二次汚染物質の全放射能量）が収納 フィルタユニットには、「添付書類五」の「1.3 二次汚染物質」の全評価対象機器の放射性物質（二次汚染物質されていたものとする。
の全放射能量）が収納されていたものとする。

(3) その他の災害(4) その他の災害
第１段階及び第２段階と同様、津波、洪水に起因する事故を想定する必要はない。また、外部火災、台風、竜第１段階と同様、津波、洪水、危険物（金属ナトリウム）に起因する事故を想定する必要はない。また、燃料 臨界事故及びナトリウ
巻等の災害についても第１段階及び第２段階と同様、上記(1)、(2)の事故の想定が放射性物質の全量放出といっ 搬出時は、保安規定に基づく臨界管理を行うことから、臨界事故を想定する必要はない。その他、外部火災、台 ム火災に関する記載
た最大の想定をしていることから、上記(1)、(2)の事故で想定している事故の影響を上回ることはない。
風、竜巻等の災害についても第１段階と同様、上記(1)～(3)の事故の想定が放射性物質の全量放出といった最大 を追加の想定をしていることから、上記(1)～(3)の事故で想定している評価結果を上回ることはない。
(1)～(3)の事故のうち、廃止措置期間中の第２段階での一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定す
以上から、廃止措置期間中の第３段階（解体撤去期間）での一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故を選定する。
る。
上記「(2) 廃棄物保管中の火災」による想定では、「(1) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡「(3) 気体廃棄物の廃棄設備のフィルタユニットの破損」については、放射性核種、放射能量ともに「(2)大防止機器の機能不全」で想定した放射化汚染物質の全放出に加え、カートンボックス内の二次汚染物質 廃棄物保管中の火災」と同様であり、評価結果は同じである。したがって、評価は「(2) 廃棄物保管中の火災」の全放出も含んでいることから「(1) 放射化汚染物質の切断作業における汚染拡大防止機器の機能不全」 について実施する。
を包含する。
以上より、一般公衆への被ばく影響が最も大きい事故として、「(2) 廃棄物保管中の火災」を選定する。 以上より、「(1) 燃料の貯蔵中等における燃料破損事故」、「(2) 廃棄物保管中の火災」の事故は、対象の放射性核種が異なることから、それぞれの事故を評価する。
3.2 廃棄物保管中の火災の一般公衆の被ばく評価
3.2.1 評価条件
廃棄物保管中の火災における評価条件は以下のとおりである。
① 廃棄物保管中に、火災が発生し、保管中の廃棄物中の放射性物質の全量が瞬時に環境へ放出されるものとする。
② 放射性物質が被ばく評価地点（敷地境界外）に到達するまでの時間減衰は考慮しない。

４－５

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画③ 放射化汚染物質の切断により発生する粒子状の放射性物質に係る評価対象核種は、実効線量への寄与を考慮したうえで優位な放射能となる、Fe-55、Co-60、Ni-63 等の 30 核種を選定する。
（表３－３参照）

3.2.2 放出量評価
放射化汚染を生じている部分の切断を行う可能性のある全ての設備について、切断により発生する粒子状の
放射性物質の全量（主要な放射性核種はFe-55、Co-60、Ni-63等で放射能量：1.1×106Bq）が放出するものとする。
切断により発生する粒子状の放射性物質の量は、構造材全体の約11％とする。
（切断後のチップが「20cm×20cm
×構造材の厚さ」となる切断回数及び切断カーフ幅1.2cm(3)と想定し、粒子状の放射性物質の量を切断カーフ幅と切断長から算出することとした場合、その量は構造材全体の約11％となる。
）構造材中の放射性物質の量は、「添付書類四 1.2.1 評価方法」に記載した評価方法により算出し、原子炉停止後約10年（2021年３月末）経過
時の放射能量で評価した。事故時の放射性物質放出量の評価結果を表３－３に示す。
さらに、カートンボックス内に二次汚染物質の全量が収納され、カートンボックス内の放射性物質の全量（放射性核種は Co-60 で放射能量：6.1×105Bq）が放出するものとする。事故時の放射性物資の放出量の評価結果を
表３－４に示す。
3.2.3 被ばく線量評価
環境へ放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量として、呼吸に伴う吸入摂取による内部被ばく及
びγ線放出核種からの外部被ばくを評価する。
(1) 相対濃度(χ／Ｑ)、相対線量(Ｄ／Ｑ)
被ばく線量計算に用いる相対濃度(χ／Ｑ)及び相対線量(Ｄ／Ｑ)は、後述の「4.3.2 被ばく評価に使用する
気象条件」に示す値を用いる。
(2) 計算方法
1) 放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄi＝Ｒ・(χ／Ｑ)・Σ｛(ＤＣ)ｉ・Ｑｉ｝
(3-1)
ここで、
Ｄi
：核種ｉの吸入に伴う内部被ばくによる実効線量（Sv）
H-3については、皮膚浸透による摂取を考慮し、本計算結果に増加係数（1.5）を乗じるものとする。
Ｒ：呼吸率(2)（成人の場合1.2ｍ３/ｈ、小児の場合0.31ｍ３/ｈ）
3.2 燃料破損事故の一般公衆の被ばく評価
よう素については、小児の値を使用する。
χ／Ｑ ：相対濃度（ｈ/ｍ３）
本評価は、第１段階の評価対象及び評価方法と同様であり、評価結果も同じである。すなわち、環境に放出さ(ＤＣ)i ：１Bqの核種ｉを吸入摂取したときの実効線量係数（Sv/Bq）（表３－３及び表３－４参照）れる放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ばくの実効線量が約
よう素については、小児（１歳）の値を使用する。
1.7×10-2 mSv であり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約 3.1×10-10 mSv である。
Ｑｉ
：核種ｉの放出量（Bq）（3.2.2項参照）
以上より、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外部被ばくの実効線量の合計は、約 1.7×10-2 mSv である。
2) 放射性物質の外部被ばくの実効線量は、次式により求められる。
Ｄγ＝Ｋγ・(Ｄ／Ｑ)・Σ｛Ｑγｉ｝
3.3 廃棄物保管中の火災による一般公衆の被ばく評価
(3-2)
ここで、
本評価は、第１段階の二次汚染物質の評価に関し、評価対象及び評価方法と同様であり、評価結果も同じであＤγ：γ線の外部被ばくによる実効線量（Sv）
る。すなわち、環境に放出される放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内Ｋγ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（＝１）
部被ばくの実効線量が約 3.6×10-4 mSv であり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約 5.0×10-8 mSv
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy/(MeV･Bq)）である。
Ｑγｉ ：核種ⅰのγ線換算放出量（MeV･Bq）
以上より、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外（＝γ線実効エネルギー（MeV）×放出量Ｑｉ（Bq））
部被ばくの実効線量の合計は、約 3.6×10-4 mSv である。
評価対象核種のγ線の実効エネルギーは表３－３及び表３－４に示すとおりである。
3.2.4 評価結果
3.4 最も影響の大きい事故における一般公衆の被ばく線量評価結果
燃料破損事故による実効線量は、約 1.7×10-2 mSv、廃棄物保管中の火災による実効線量は、約 3.6×10-4 mSv
環境に放出される放射性物質による敷地境界外における最大の被ばく線量は、吸入摂取による内部被ばくの実効線量が約1.3×10-6 mSvであり、γ線放出核種からの外部被ばくの実効線量が約4.5×10-9 mSvである。
であることから、燃料破損事故が最も影響の大きい事故となる。

４－６

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画
以上より、第２段階において最も影響の大きい事故における一般公衆の実効線量は、約 1.7×10-2 mSv であり、判断基準（5mSv）に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。

以上より、放射化汚染物質の切断作業における使用済フィルタ及び保管中のカートンボックスの火災により、環境に放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量及びγ線放出核種からの外部被ば
くの実効線量の合計は、約1.3×10-6 mSvであり、判断基準（5mSv）に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。

４．原子力科学研究所における 2009 年１月から 2013 年 12 月までの気象条件

４．原子力科学研究所における 2009 年１月から 2013 年 12 月までの気象条件

4.1 気象観測の概要
4.1 気象観測の概要
原子炉施設の周辺環境に放出される放射性廃棄物による一般公衆の線量評価に使用する気象資料を
原子炉施設の周辺環境に放出される放射性廃棄物による一般公衆の線量評価に使用する気象資料を（6）（8）
得るために、敷地内に「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下「気象指針」という。） 得るために、敷地内に「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下「気象指針」という。）に基づき気象観測設備を配置し、風向、風速、日射量、放射収支量等を観測している。
に基づき気象観測設備を配置し、風向、風速、日射量、放射収支量等を観測している。
気象観測設備の配置図を図３－１及び図３－２に示す。また、観測項目、気象測器、観測高等を表３
気象観測設備の配置図を図４－１及び図４－２に示す。また、観測項目、気象測器、観測高等を表４－５に示す。
－４に示す。
4.1.1

観測点の状況

4.1.1

観測点の状況

(1)

排気筒高さ付近を代表する風向、風速の観測点(1) 排気筒高さ付近を代表する風向、風速の観測点
敷地ほぼ中央の平坦地の露場（標高22m、気象観測塔址の南約60ｍ）に支柱を設置し、地上10ｍの高
敷地ほぼ中央の平坦地の露場（標高22ｍ、気象観測塔址の南約60ｍ）に支柱を設置し、地上10ｍのさ位置に風向風速計を配置した。また、情報交流棟屋上（気象観測塔址の南西約60ｍ）及び高架水槽
高さ位置に風向風速計を配置した。また、情報交流棟屋上（気象観測塔址の南西約60ｍ）及び高架水
上（気象観測塔址の南西約270ｍ）に支柱を設置し、それぞれ露場を基準とする地上20ｍ、40ｍの高さ
槽上（気象観測塔址の南西約270ｍ）に支柱を設置し、それぞれ露場を基準とする地上20ｍ、40ｍの高位置に風向風速計を配置した。これらにより、原子炉施設の排気筒高さ付近の風向風速の観測を行っ
さ位置に風向風速計を配置した。これらにより、原子炉施設の排気筒高さ付近の風向風速の観測を行
ている。
っている。

(2)

地上風を代表する観測点(2) 地上風を代表する観測点(1)で述べた露場に設置した地上10ｍでの風向風速の観測値を、敷地を代表する地上風の資料とす(1)で述べた露場に設置した地上10ｍでの風向風速の観測値を、敷地を代表する地上風の資料とす
る。
る。

(3)

大気安定度を求めるための風速、日射量及び放射収支量の観測点(3) 大気安定度を求めるための風速、日射量及び放射収支量の観測点
風速は、(2)の地上風を代表する観測点で測定した風速を使用する。日射量及び放射収支量について
風速は、(2)の地上風を代表する観測点で測定した風速を使用する。日射量及び放射収支量について
は、露場に配置した気象測器による観測値を使用する。
は、露場に配置した気象測器による観測値を使用する。

(4) 大気温度
地上1.5ｍで観測した気温を使用する。

(4)

大気温度
地上1.5ｍで観測した気温を使用する。

4.1.2 気象観測項目
次の観測項目について連続観測を行い、毎時の観測値を得ている。
風向、風速 ： 地上10ｍ（標高32ｍ）、地上20ｍ（標高42ｍ）、
地上40ｍ（標高62ｍ）
大気温度
： 露 場
湿 度
： 露 場
日射量
： 露 場
放射収支量 ： 露 場
降雨量
： 露 場
気 圧
： 気象観測室

4.1.2 気象観測項目
次の観測項目について連続観測を行い、毎時の観測値を得ている。
風向、風速 ： 地上10ｍ（標高32ｍ）、地上20ｍ（標高42ｍ）、
地上40ｍ（標高62ｍ）
大気温度
： 露 場
湿 度
： 露 場
日射量
： 露 場
放射収支量 ： 露 場
降雨量
： 露 場
気 圧
： 気象観測室４－７

備 考ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

4.1.3 気象測器の検定
4.1.3 気象測器の検定
気象測器のうち、気象庁の検定対象のものについては、検定合格品を使用し、定期的に点検校正を行
気象測器のうち、気象庁の検定対象のものについては、検定合格品を使用し、定期的に点検校正を行
っている。
っている。
4.2 敷地における観測結果
4.2 敷地における観測結果
安全解析に使用する気象データは、2009年１月から2013年12月までの５年間とし、その観測結果を以安全解析に使用する気象データは、2009年１月から2013年12月までの５年間とし、その観測結果を以下に述べる。
下に述べる。
4.2.1

風向

4.2.1

風向

(1)

風向出現頻度(1) 風向出現頻度
図３－３は、2009年～2013年の年間の風向頻度及び静穏出現頻度の５年平均値を地上10ｍ、20ｍ、
図４－３は、2009年～2013年の年間の風向頻度及び静穏出現頻度の５年平均値を地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれについて示したものである。５年平均の年風向頻度を地上10ｍについてみると、西北40ｍのそれぞれについて示したものである。５年平均の年風向頻度を地上10ｍについてみると、西北
西～北北西の３方位の合計が26％（北西10％）、北北東～東北東の３方位の合計が31％（北北東12％） 西～北北西の３方位の合計が26％（北西10％）、北北東～東北東の３方位の合計が31％（北北東12％）
となる。
となる。

(2)

低風速時の風向出現頻度(2) 低風速時の風向出現頻度
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての低風速（0.5～2.0ｍ/ｓ）時の風配図を図３－４に示す。
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての低風速（0.5～2.0ｍ/ｓ）時の風配図を図４－４に示す。
10ｍについては西～北西の出現頻度が高い。
10ｍについては西～北西の出現頻度が高い。

4.2.2

風速

4.2.2

風速

(1)

平均風速
(1) 平均風速
地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれにおける５年間の月別平均風速を図３－５に示す。春季、秋季に地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれにおける５年間の月別平均風速を図４－５に示す。春季、秋季に風速が大きく、夏季、冬季が小さい傾向を示す。年平均風速は、地上10ｍ、20ｍ、40ｍでそれぞれ1.9
風速が大きく、夏季、冬季が小さい傾向を示す。年平均風速は、地上10ｍ、20ｍ、40ｍでそれぞれ1.9
ｍ/ｓ、2.6ｍ/ｓ、4.2ｍ/ｓである。
ｍ/ｓ、2.6ｍ/ｓ、4.2ｍ/ｓである。

(2)

風速階級別出現頻度(2) 風速階級別出現頻度
地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれについての５年平均の風速階級別による年間出現頻度を図３－６
地上10ｍ、20ｍ、40ｍのそれぞれについての５年平均の風速階級別による年間出現頻度を図４－６に示す。年間出現頻度図において最も高い頻度を示す風速階級は、地上10ｍでは１～２ｍ/ｓ未満でに示す。年間出現頻度図において最も高い頻度を示す風速階級は、地上10ｍでは１～２ｍ/ｓ未満で38％、地上20ｍでは同じく１～２ｍ/ｓ未満で32％、地上40ｍでは３～４ｍ/ｓ未満で23％である。
38％、地上20ｍでは同じく１～２ｍ/ｓ未満で32％、地上40ｍでは３～４ｍ/ｓ未満で23％である。

(3) 静穏継続時間出現回数及び静穏時間(3) 静穏継続時間出現回数及び静穏時間
地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける静穏（風速0.5ｍ/ｓ未満）継続時間の出現回数及び静穏時間を表３
地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける静穏（風速0.5ｍ/ｓ未満）継続時間の出現回数及び静穏時間を表４－６に示す。観測高が高くなるほど、静穏の継続時間及び静穏時間が短くなる。静穏継続時間は、地－５に示す。観測高が高くなるほど、静穏の継続時間及び静穏時間が短くなる。静穏継続時間は、地上10ｍでは最大６時間であるが、地上20ｍでは４時間、地上40ｍでは２時間であり、静穏時間は、地上10ｍでは最大６時間であるが、地上20ｍでは４時間、地上40ｍでは２時間であり、静穏時間は、地上10ｍで434時間、地上20ｍで180時間、地上40ｍで40時間である。
上10ｍで434時間、地上20ｍで180時間、地上40ｍで40時間である。
(4)

風向別風速
(4) 風向別風速
地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける風向別による年平均風速を図３－７に示す。夏季の卓越風である北地上10ｍ、20ｍ、40ｍにおける風向別による年平均風速を図４－７に示す。夏季の卓越風である北
北東～東北東の風速が大きく、冬季の卓越風である西北西～北北西の風速は比較的小さい。
北東～東北東の風速が大きく、冬季の卓越風である西北西～北北西の風速は比較的小さい。
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての風向別による風速出現頻度を図４－８～図４－10に示す。
地上10ｍ、20ｍ、40ｍそれぞれについての風向別による風速出現頻度を図３－８～図３－10に示す。
地上10ｍ、20ｍ、40ｍとも、北北東風あるいは北東風の場合は、大きい風速の出現頻度が高く、西北地上10ｍ、20ｍ、40ｍとも、北北東風あるいは北東風の場合は、大きい風速の出現頻度が高く、西北
西風又は北西風の場合は低風速の出現頻度が高い。
西風又は北西風の場合は低風速の出現頻度が高い。

4.2.3 大気安定度
4.2.3 大気安定度
大気安定度は、地上10ｍの風速（敷地を代表する地上風）と日射量又は放射収支量を基に、表３－７
大気安定度は、地上10ｍの風速（敷地を代表する地上風）と日射量又は放射収支量を基に、表４－６の大気安定度分類表に従って決定する。なお、同表中の中間安定度Ａ-ＢはＢに、Ｂ-ＣはＣに、Ｃ-Ｄ の大気安定度分類表に従って決定する。なお、同表中の中間安定度Ａ-ＢはＢに、Ｂ-ＣはＣに、Ｃ-Ｄ
はＤに、また、ＧはＦに含めて統計処理を行う。
はＤに、また、ＧはＦに含めて統計処理を行う。
(1)

大気安定度出現頻度(1) 大気安定度出現頻度
年間及び５年平均の大気安定度の出現頻度を図３－11に示す。年により多少異なるが、５年平均で年間及び５年平均の大気安定度の出現頻度を図４－11に示す。年により多少異なるが、５年平均で

４－８

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

見ると不安定（Ａ～Ｃ型）が29％、中立（Ｄ型）が44％、安定（Ｅ～Ｆ型）が27％である。
５年平均の月別による大気安定度の出現頻度を図３－12に示す。夏季はＤ型が高く、冬季はＦ型が高い。

見ると不安定（Ａ～Ｃ型）が29％、中立（Ｄ型）が44％、安定（Ｅ～Ｆ型）が27％である。
５年平均の月別による大気安定度の出現頻度を図４－12に示す。夏季はＤ型が高く、冬季はＦ型が
高い。

(2)

大気安定度別による継続時間出現回数(2) 大気安定度別による継続時間出現回数
５年平均の大気安定度の継続時間の出現回数を表３－８に示す。不安定（Ａ、Ｂ、Ｃ型）は長くと５年平均の大気安定度の継続時間の出現回数を表４－７に示す。不安定（Ａ、Ｂ、Ｃ型）は長くとも11時間であるが、中立（Ｄ型）及び安定（Ｅ、Ｆ、Ｇ型）のときには15時間以上継続する場合もあも11時間であるが、中立（Ｄ型）及び安定（Ｅ、Ｆ、Ｇ型）のときには15時間以上継続する場合もあ
る。
る。

4.3

安全解折に使用する気象条件

4.3

安全解折に使用する気象条件

4.3.1 観測期間の気象データの代表性の検討
4.3.1 観測期間の気象データの代表性の検討
安全解析に使用する気象データは2009年～2013年の５年間の平均データであり、気象状態を代表して安全解析に使用する気象データは2009年～2013年の５年間の平均データであり、気象状態を代表しているものと考えられるが、念のため2009年～2013年のそれぞれの年が長期間の気象状態を代表している いるものと考えられるが、念のため2009年～2013年のそれぞれの年が長期間の気象状態を代表している
ものかどうかについて検定を行った。
ものかどうかについて検定を行った。
検定項目は、年間の風向頻度及び風速階級とし、2003年～2013年の11年間の敷地内の気象データを用
検定項目は、年間の風向頻度及び風速階級とし、2003年～2013年の11年間の敷地内の気象データを用いて、不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定により行った。
いて、不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定により行った。
本検定では、11年間のうちから選んだ１年を注目する標本年とし、残りの10年を他の標本年として、本検定では、11年間のうちから選んだ１年を注目する標本年とし、残りの10年を他の標本年として、次式により棄却検定値Ｆ０を求め、有意水準５％にて棄却検定する。
次式により棄却検定値Ｆ０を求め、有意水準５％にて棄却検定する。

(ｎ－1)⋅ (Χ０ －Χ)Ｆ０＝(ｎ＋1)⋅Ｓ２(3-3)(

Ｓ２ ＝ ∑ Χｉ －Χ

Χ＝ ∑Χｉ ｎ

) ｎ
２

ｉ＝１

ここで、
Ｆ０
―

Ｘ
Ｘ０
ｎ
Ｓ

(4-3)

ｎ

ｎ

Χ＝ ∑Χｉ ｎｉ＝１ｎ(ｎ－1)⋅ (Χ０ －Χ)Ｆ０＝(ｎ＋1)⋅Ｓ２

２

２

ｉ＝１
ｎ

(

Ｓ２ ＝ ∑ Χｉ －Χ

) ｎ
２

ｉ＝１

ここで、
： 棄却検定値： 注目する標本年を除く10年分のデータの平均値： 注目する標本年のデータ： 10： 標準偏差

Ｆ０
―

Ｘ
Ｘ０
ｎ
Ｓ

： 棄却検定値： 注目する標本年を除く10年分のデータの平均値： 注目する標本年のデータ： 10： 標準偏差検定の結果を表３－９、表３－10に示す。同表中の＊印が棄却データである。2009年～2013年の各年検定の結果を表４－８、表４－９に示す。同表中の＊印が棄却データである。2009年～2013年の各年の中で、28項目中棄却された項目は２項目で、2009年～2013年の５年間の気象データは、長期間の気象 の中で、28項目中棄却された項目は２項目で、2009年～2013年の５年間の気象データは、長期間の気象状態を代表していると判断される。
状態を代表していると判断される。
4.3.2 被ばく評価に使用する気象条件
原子力科学研究所の原子炉施設に係る想定事故時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価のための気象データとしては、2009年１月～2013年12月の５年間の風向、風速及び大気安定度の観測値を基に出現頻度からみてほとんど遭遇しない大気拡散状態を推定し、「気象指針」に示された方法に従って、次のように相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）を求める。
(ⅰ) 相対濃度は、毎時刻の気象データと実効放出継続時間を基に、方位別に非居住区域（周辺監視区域及び敷地から敷地内居住地を除いた区域）外で最大となる着目地点について求める。
(ⅱ) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を５年間について小さい方から累積した場合、その累積出現
頻度が97％に当たる相対濃度とする。
(ⅲ) 被ばく線量計算に用いる相対濃度は、上記(ⅱ)で求めた相対濃度のうち陸側方位で最大の値を使用する。
相対濃度（χ／Ｑ）は、次式により計算する。

4.3.2 被ばく評価に使用する気象条件
原子力科学研究所の原子炉施設に係る想定事故時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価のための気象データとしては、2009年１月～2013年12月の５年間の風向、風速及び大気安定度の観測値を基に出現頻度からみてほとんど遭遇しない大気拡散状態を推定し、「気象指針」に示された方法に従って、次のように相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）を求める。
(ⅰ) 相対濃度は、毎時刻の気象データと実効放出継続時間を基に、方位別に非居住区域（周辺監視区域及び敷地から敷地内居住地を除いた区域）外で最大となる着目地点について求める。
(ⅱ) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を５年間について小さい方から累積した場合、その累積出現
頻度が97％に当たる相対濃度とする。
(ⅲ) 被ばく線量計算に用いる相対濃度は、上記(ⅱ)で求めた相対濃度のうち陸側方位で最大の値を使用する。
相対濃度（χ／Ｑ）は、次式により計算する。

４－９

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

χ／Ｑ＝

1 Ｔ
∑ (χ／Ｑ)ｉ⋅ ｄδｉ
Ｔｉ＝１

ここで、
χ／Ｑ
：
Ｔ
：
(χ／Ｑ)ｉ ：：ｄδｉ

ＦＣＡ廃止措置計画

χ／Ｑ＝

(3-4)

３

実効放出継続時間中の相対濃度（ｈ/ｍ ）実効放出継続時間（ｈ）
時刻ｉにおける相対濃度（ｈ/ｍ３）
時刻ｉにおいて風向が当該方位ｄにあるとき ｄδｉ＝１
時刻ｉにおいて風向が他の方位にあるとき ｄδｉ＝０

方位別による相対濃度（χ／Ｑ）の累積出現頻度を求めるとき、静穏時の取扱いについては風速を0.5ｍ/ｓとして計算し、その風向は静穏出現前の風向とする。

1 Ｔ∑ (χ／Ｑ)ｉ⋅ ｄδｉ
Ｔｉ＝１

ここで、
χ／Ｑ
：
Ｔ
：
(χ／Ｑ)ｉ ：
：
ｄδｉ

備 考

(4-4)

実効放出継続時間中の相対濃度（ｈ/ｍ３）
実効放出継続時間（ｈ）
時刻ｉにおける相対濃度（ｈ/ｍ３）
時刻ｉにおいて風向が当該方位ｄにあるとき ｄδｉ＝１
時刻ｉにおいて風向が他の方位にあるとき ｄδｉ＝０

方位別による相対濃度（χ／Ｑ）の累積出現頻度を求めるとき、静穏時の取扱いについては風速を0.5ｍ/ｓとして計算し、その風向は静穏出現前の風向とする。

実効放出継続時間は、事故期間中の放射性物質の全放出量を１時間当たりの最大放出量で除することによ
実効放出継続時間は、事故期間中の放射性物質の全放出量を１時間当たりの最大放出量で除することによ
り求める。
り求める。
なお、放射性雲からのγ線量については、相対濃度（χ／Ｑ）の代わりに空間濃度分布とγ線量計算モ
なお、放射性雲からのγ線量については、相対濃度（χ／Ｑ）の代わりに空間濃度分布とγ線量計算モ
デルを組み合わせた相対線量（Ｄ／Ｑ）を相対濃度（χ／Ｑ）と同様の方法で求めて使用する。
デルを組み合わせた相対線量（Ｄ／Ｑ）を相対濃度（χ／Ｑ）と同様の方法で求めて使用する。
大気拡散計算は、地上放出として求めた。これらの方位別による計算結果相対濃度（χ／Ｑ）及び相大気拡散計算は、地上放出として求めた。これらの方位別による計算結果相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）の値を表３－11及び表３－12に、累積出現頻度を図３－13及び図３－14に示す。
対線量（Ｄ／Ｑ）の値を表４－10及び表４－11に、累積出現頻度を図４－13及び図４－14に示す。
参考文献
参考文献
(1) 東海村 村民生活部 防災原子力安全課，“東海村自然災害ハザードマップ”, 平成30年3月発行, pp.9-14. (1) 東海村 村民生活部 防災原子力安全課，“東海村自然災害ハザードマップ”, 平成30年3月発行, pp.9-14.
(2) U. S. Nuclear Regulatory Commission, Nuclear Fuel Cycle Facility Accident Analysis Handbook,(2) 原子力安全委員会，発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針，平成13年３月.
(3) 財団法人 原子力研究バックエンド推進センター, デコミッショニング技報, Journal of the RANDEC,
NUREG/CR-6410,1998.
ISSN 1343-3881, No.29 2004.
(3) E. M. FLEW, B. A. J. LISTER, ASSESSMENT OF THE POTENTIAL RELEASE OF RADIOACTIVITY FROM
(4) ICRP，Radionuclide Transformations - Energy and Intensity of Emissions. ICRP Publication 38,1983．
INSTALLATIONS AT AERE, HARWELL. IMPLICATIONS FOR EMERGENCY PLANNING, IAEA-SM-119/7,1969.
(5) ICRP, The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public, Ver2.01, An extension (4) 原子力安全委員会，発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針，平成13年３月.
of ICRP Publication 68 and 72, Prepared by the Task Group on Dose Calculations of Committee 2 of (5) 財団法人 原子力研究バックエンド推進センター, デコミッショニング技報, Journal of the RANDEC,
the INTERNATIONAL COMMISION ON RADIOLOGICAL PROTECTION(CD-ROM), Elsevier Science Ltd, 2001.
ISSN 1343-3881, No.29 2004.
(6) 原子力安全委員会，発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針，平成 13 年３月.
(6) ICRP，Radionuclide Transformations - Energy and Intensity of Emissions. ICRP Publication
38,1983．
(7) ICRP, The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public, Ver2.01, An
extension of ICRP Publication 68 and 72, Prepared by the Task Group on Dose Calculations ofCommittee 2 of the INTERNATIONAL COMMISION ON RADIOLOGICAL PROTECTION(CD-ROM), Elsevier Science
Ltd, 2001.
(8) 原子力安全委員会，発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針，平成13年３月.

４－１０

大気中への移行率、建屋の沈着係数を追加したため参考文献
追加

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－１ 第１段階及び第２段階での燃料破損事故により発生する放射性物質の放出量、γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数

表４－１ 第１段階及び第２段階での燃料破損事故により発生する放射性物質の放出量、γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数

γ線実効エネル
ギー（4)
（MeV）

核種名

放出量
（Bq）

Kr-85

2.7×107

2.2×10-3

I-129

7.2×101

2.5×10-2

1Bq の放射性物質を吸入摂取したときの実効線量係数（5)(Sv/Bq)

核種名

Co-60

6.0×104

γ線実効エネルギー（4)（MeV）
2.5×100

1Bq の放射性物質を吸入摂取したときの実効線量係数（7)(Sv/Bq)

核種名

放出量
（Bq）

―

U-234

6.2×106

1.7×10-3

9.4×10-6

2.0×10-7

U-235

6.5×105

1.5×10-1

8.5×10-6

U-238

4.8×107

1.4×10-3

8.0×10-6

表３－２ 第１段階及び第２段階での火災により発生する放射性物質の放出量、
γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数

放出量
（Bq）

γ線実効エネル
ギー（6)
（MeV）

備 考

1Bq の放射性物質を吸入摂取したときの実効線量係数（5)(Sv/Bq)
3.1×10-8

４－１１

参考文献を追加したことによる記載の適正化

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－３ 第３段階での火災により発生する放射性物質の放出量、
γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数

核

種

H-3

γ線実効エネル
ギー（4)
（MeV）

放出量
（Bq）
2.2×103

表４－２ 第１段階での火災により発生する放射化汚染物質の放出量、
γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数

1Bq の放射性物質を吸入摂取したときの実
効線量係数（5)(Sv/Bq)
4.5×10-11

種

H-3

放出量
（Bq）
4.4×105－

4

1Bq の放射性物質を吸入摂取したときの実
効線量係数（7)(Sv/Bq)
4.5×10-11

1.2×10－

5.8×10-10

7.3×10-9

Cl-36

2.9×102

1.6×10-4

7.3×10-9

4.2×10-4

9.5×10-11

Ca-41

9.1×1024.2×10-4

9.5×10-11

4.5×10-12

2.0×100

6.8×10-9

Sc-46

2.8×10-12

2.0×100

6.8×10-9

Mn-54

2.5×100

8.4×10-1

1.5×10-9

Mn-54

2.1×101

8.4×10-1

1.5×10-9

Fe-55

1.5×105

1.7×10-3

7.7×10-10

Fe-55

7.7×105

1.7×10-3

7.7×10-10

Fe-59

1.4×10-20

1.2×100

3.7×10-9

Fe-59

0.0×100

1.2×100

3.7×10-9

Co-58

5.3×10-12

8.2×10-1

2.1×10-9

Co-58

5.0×10-13

8.2×10-1

2.1×10-9Co-60

3.1×105

2.5×100

3.1×10-8Co-60

2.9×106

2.5×100

3.1×10-8

Ni-59

6.9×103

2.4×10-3

8.3×10-10

Ni-59

8.1×104

2.4×10-3

8.3×10-10

Ni-63

6.5×105－

2.0×10-9

Ni-63

7.6×106－

2.0×10-9

Zn-65

6.9×10-2

5.7×10-1

2.0×10-9

Zn-65

1.2×10-1

5.7×10-1

2.0×10-9

Sr-90

9.0×10-7－

2.4×10-8

Sr-90

3.7×10-5－

2.4×10-8

Nb-94

5.8×100

1.6×100

4.9×10-8

Nb-94

1.6×102

1.6×100

4.9×10-8

Nb-95

2.2×10-19

7.7×10-1

1.8×10-9

Nb-95

5.6×10-21

7.7×10-1

1.8×10-9

Tc-99

8.8×10-1－

4.0×10-9

Tc-99

6.0×101－

4.0×10-9

Ru-106

2.5×10-22－

6.6×10-8

Ru-106

4.8×10-14－

6.6×10-8

Ag-108m

9.1×10-1

1.6×100

3.7×10-8

Ag-108m

1.4×101

1.6×100

3.7×10-8

Ag-110m

1.8×10-3

2.7×100

1.2×10-8

Ag-110m

5.8×10-3

2.7×100

1.2×10-8

Sb-124

1.8×10-16

1.8×100

6.4×10-9

Sb-124

3.3×10-18

1.8×100

6.4×10-9

Te-123m

2.4×10-17

1.5×10-1

4.0×10-9

Te-123m

4.3×10-16

1.5×10-1

4.0×10-9

I-129

2.3×10-12

2.5×10-2

2.0×10-7

I-129

1.2×10-10

2.5×10-2

2.0×10-7

Cs-134

2.4×100

1.6×100

6.6×10-9

Cs-134

3.9×101

1.6×100

6.6×10-9

Cs-137

1.4×10-3

6.0×10-1 ※4.6×10-9

Cs-137

6.7×10-2

6.0×10-1 ※4.6×10-9

Ba-133

4.0×101

4.0×10-1

1.5×10-9

Ba-133

6.7×102

4.0×10-1

1.5×10-9

Eu-152

5.4×102

1.1×100

4.2×10-8

Eu-152

2.7×104

1.1×100

4.2×10-8

Eu-154

2.1×101

1.2×100

5.3×10-8

Eu-154

1.2×103

1.2×100

5.3×10-8

Tb-1606.2×10-14

1.1×100

7.0×10-9

Tb-160

3.8×10-15

1.1×100

7.0×10-9

Ta-182

1.2×10-9

1.3×100

1.0×10-8

Ta-182

2.4×10-9

1.3×100

1.0×10-8

9.9×10－

5.8×10Cl-36

2.3×101

1.6×10-4

Ca-41

2.0×10-1

Sc-46

合計
1.1×106－：γ線の放出がないことを示す。
※ 娘核種である Ba-137m からのγ線の値-10

核γ線実効エネル
ギー（6)
（MeV）

C-14

C-14

2

－

備 考

合計
1.2×107－：γ線の放出がないことを示す。
※ 娘核種である Ba-137m からのγ線の値４－１２

表の個数が異なる事
による表番号適正化

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
表３－４ 第３段階での火災により発生する放射性物質の放出量、
γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数（カートンボックス内の放射性物質）

核種名

放出量
（Bq）

Co-60

6.1×105

γ線実効エネルギー（4)（MeV）
2.5×100

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－３ 第１段階及び第２段階での火災により発生する二次汚染物質の放出量、
γ線実効エネルギー及び吸入摂取による実効線量係数（カートンボックス内の放射性物質）
1Bq の放射性物
質を吸入摂取した
ときの実効線量係数（5)(Sv/Bq)
3.1×10-8

γ線実効エネルギ
ー（6)
（MeV）

1Bq の放射性物
質を吸入摂取した
ときの実効線量係数（7)(Sv/Bq)

核種名

放出量
（Bq）

Co-60

1.1×107

2.5×100

3.1×10-8

U-235

1.1×106

1.5×10-1

8.5×10-6

４－１３

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－５ 気象観測項目
観
測
種
類

通

常

観

表４－４ 気象観測項目

観測項目

気象測器

風向風速

プロペラ
型
風向風速
計

気象測器の設置位置及び高さ
設置位置＊
地上高＊２
標高
１
(ｍ)
(ｍ)
Ａ
Ｂ
Ｃ

10
20
40

32
42
62

日射量

電気式
日射計

Ａ

2.9

24.9

放射収支量

風防型
放射収支
計

Ａ

1.5

23.5

大気温度

白金抵抗
温度計

Ａ

1.5

23.5

1.5

23.5

0.5

22.5

0.7

22.7

静電容量
式
Ａ
湿度計
転倒ます
降雨量
型
Ａ
雨量計
電気式
気
圧
Ｄ
気圧計
*1 設置位置については図３－１及び図３－２を参照*2 露場を基準とする地上高
測

湿

度

備 考

観測期間

観
測
種
類

1958 年９月～（移設）
2005 年４月～
1958 年９月～（移設）
1989 年４月～（移設）
2003 年９月～
1958 年９月～（移設）
2003 年９月～
1958 年８月～（移設）
2004 年９月～
1960 年１月～（移設）
2004 年９月～
1958 年３月～（移設）
2004 年９月～
1958 年４月～

通

常

観

観測項目

気象測器

風向風速

プロペラ
型
風向風速
計

気象測器の設置位置及び高さ
設置位置＊
地上高＊２
標高
１
(ｍ)
(ｍ)
Ａ
Ｂ
Ｃ

32
42
62

日射量

電気式
日射計

Ａ

2.9

24.9

放射収支量

風防型
放射収支
計

Ａ

1.5

23.5

大気温度

白金抵抗
温度計

Ａ

1.5

23.5

1.5

23.5

0.5

22.5

0.7

22.7

静電容量
式
Ａ
湿度計
転倒ます
降雨量
型
Ａ
雨量計
電気式
気
圧
Ｄ
気圧計
*1 設置位置については図４－１及び図４－２を参照*2 露場を基準とする地上高
測

10
20
40

湿

４－１４

度

観測期間

1958 年９月～（移設）
2005 年４月～
1958 年９月～（移設）
1989 年４月～（移設）
2003 年９月～
1958 年９月～（移設）
2003 年９月～
1958 年８月～（移設）
2004 年９月～
1960 年１月～（移設）
2004 年９月～
1958 年３月～（移設）
2004 年９月～
1958 年４月～

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－６ 静穏継続時間出現回数（頻度）及び静穏時間

備 考

表４－５ 静穏継続時間出現回数（頻度）及び静穏時間（2009 年～2013 年の５年平均）

継続
時間１

２

３

４

５

６

７

８

９

10

11

12

13

静穏
時間

14

観測高

地上 10m

237
(75)

51
(16)

18
(6)

5
(2)

地上 20m

124
(83)

20
(13)

4
(3)

1
(0.7)

地上 40m

34
(92)

3
(8)

（

3
(1)

1
(0.3)

434

180

40

）内は頻度（％）

Ｕ＜2
2≦Ｕ＜
3
3≦Ｕ＜
4
4≦Ｕ＜
6
6≦Ｕ

継続
時間 １

２

３

４

５

６

3
(1)

1
(0.3)

７

８

９

10

11

12

13

静穏
時間

14

観測高

地上 10m

237
(75)

51
(16)

18
(6)

5
(2)

地上 20m

124
(83)

20
(13)

4
(3)

1
(0.7)

地上 40m

34
(92)

3
(8)

（

表３－７ 大気安定度分類表
風速
（Ｕ）
ｍ/ｓ

（2009 年～2013 年の５年平均）

434

180

40

）内は頻度（％）

表４－６ 大気安定度分類表

日射量（Ｔ）kW/ｍ２
0.60＞Ｔ≧Ｔ≧0.60
0.30
Ａ
Ａ-Ｂ

Ｄ

放射収支量（Ｑ）kW/ｍ２
Ｑ≧－－0.020＞Ｑ≧
0.020－0.040ＤＧ

0.30＞Ｔ≧
0.15
Ｂ－0.040
＞Ｑ
Ｇ

Ａ-Ｂ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

Ｂ

Ｂ-Ｃ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｅ

Ｃ

Ｃ-Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

0.15＞Ｔ

風速
（Ｕ）
ｍ/ｓ
Ｕ＜2
2≦Ｕ＜
3
3≦Ｕ＜
4
4≦Ｕ＜
6
6≦Ｕ

日射量（Ｔ）kW/ｍ２
0.60＞Ｔ≧Ｔ≧0.60
0.30
Ａ
Ａ-Ｂ

Ｄ

放射収支量（Ｑ）kW/ｍ２
Ｑ≧－－0.020＞Ｑ≧
0.020－0.040ＤＧ

0.30＞Ｔ≧
0.15
Ｂ－0.040
＞Ｑ
Ｇ

Ａ-Ｂ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

Ｂ

Ｂ-Ｃ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｅ

Ｃ

Ｃ-Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｃ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

Ｄ

４－１５

0.15＞Ｔ

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－８ 大気安定度継続時間出現回数

継続
時間１

２

３

４

５

表４－７ 大気安定度継続時間出現回数

６

７

８

９

安定度

（2009 年～2013 年の５年平均）（ ）内は各安定度の出現頻度（％）
15 時
10
11
12
13
14
間
以上

Ａ

9
79 24
(69) (21) (8)

2
(2)

Ｂ

54
34
150 107 83(28) (20) (16) (10) (6)

34
(6)

Ｃ

28
234 74(66) (21) (8)

10
(3)

5
(1)

2
1
1
(0.6) (0.3) (0.3)

Ｄ

385 134 62(47) (17) (8)

33
(4)

20
(3)

17
(2)

Ｅ

6
82 24
(71) (21) (5)

2
(2)

1
(0.9)

Ｆ

5
43 13
(69) (21) (8)

1
(2)

Ｇ

44
30
120 62(28) (14) (10) (7)

26
(6)

22
(5)

17
(4)

16
(4)

16
(4)

Ａ+Ｂ+Ｃ 154 68
4022３(46) (20) (12) (7)

13
(4)

12
(4)

13
(4)

8
(2)

3
2
1
(0.9) (0.6) (0.3)

Ｅ+Ｆ+Ｇ 82 33
18３(40) (16) (9)

9
(4)

8
(4)

6
(3)

5
(3)

5
(3)

11
(5)

備 考

37
(7)

14
(2)

22
(4)

12
(2)

8
(2)

13
(2)

5
2
(0.9) (0.4)

11
(1)

19
(4)

6
(3)

8
(1)

14
(3)

5
(3)

（注）表３－５のＡ-Ｂ、Ｂ-Ｃ、Ｃ-ＤはそれぞれＢ、Ｃ、Ｄに加算した。

69(0.7) (1)

12
(3)

4
(2)

7
(2)

2
(1)

12
(2)

13
(3)

4
(2)

77
(10)

14
(3)

5
(3)

継続
時間１ ２

３

４
2
(2)

（2009 年～2013 年の５年平均）（ ）内は各安定度の出現頻度（％）
15 時
10
11
12
13
14
間
以上

５

６

７

８

９

Ａ

9
79 24
(69) (21) (8)

Ｂ

54
34
150 107 83(28) (20) (16) (10) (6)

34
(6)

37
(7)

22
(4)

8
(2)

5
2
(0.9) (0.4)

Ｃ28
234 74(66) (21) (8)

10
(3)

5
(1)

2
1
1
(0.6) (0.3) (0.3)

Ｄ

385 134 62(47) (17) (8)

33
(4)

20
(3)

17
(2)

14
(2)

12
(2)

13
(2)

11
(1)

8
(1)

6
9
(0.7) (1)

12
(2)

77
(10)

Ｅ

6
82 24
(71) (21) (5)

2
(2)

1
(0.9)

Ｆ

5
43 13
(69) (21) (8)

1
(2)

Ｇ

44
30
120 62(28) (14) (10) (7)

26
(6)

22
(5)

17
(4)

16
(4)

16
(4)

19
(4)

14
(3)

12
(3)

7
(2)

13
(3)

14
(3)

Ａ+Ｂ+Ｃ 154 68
4022３(46) (20) (12) (7)

13
(4)

12
(4)

13
(4)

8
(2)

3
2
1
(0.9) (0.6) (0.3)

Ｅ+Ｆ+Ｇ 82 33
18３(40) (16) (9)

9
(4)

8
(4)

6
(3)

5
(3)

5
(3)

4
(2)

2
(1)

4
(2)

5
(3)

安定度

11
(5)

6
(3)

5
(3)

（注）表４－６のＡ-Ｂ、Ｂ-Ｃ、Ｃ-ＤはそれぞれＢ、Ｃ、Ｄに加算した。

４－１６

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－９ 異常年の検定（年別の風向のＦ０値）

備 考

表４－８ 異常年の検定（年別の風向のＦ０値）
地上 10ｍ風向年

CALM NNE

NE

ENE

E

ESE

SE

SSE

S

SSW

SW

WSW

W

WNW

NW

NNW

N

30.92
10.12
0.23 2.42 1.89
0.55 2.46 2.22
1.91 1.80 1.98 0.49 0.13
7.51*
6.17*
*
*
10.26
13.75
17.02
2004 0.88
0.63 0.00 0.21
0.83
0.48 0.50 3.57 0.51 0.88 7.03* 0.03 8.74**
7.38* **

地上 10ｍ風向年

CALM NNE

NE

ENE

E

ESE

SE

SSE

S

SSW

SW

WSW

W

WNW

NW

NNW

N

30.92
10.12
0.23 2.42 1.89
0.55 2.46 2.22
1.91 1.80 1.98 0.49 0.13
7.51*
6.17*
*
*
10.26
13.75
17.02
2004 0.88
0.63 0.00 0.21
0.83
0.48 0.50 3.57 0.51 0.88 7.03* 0.03 8.74**
7.38* **

2003 0.17 2.39

2003 0.17 2.39

2005 1.43 0.03 0.01 0.01 1.36 0.17 0.05 0.03 1.56 1.29 0.55 0.00 0.36 0.58 0.00 0.00 2.41

2005 1.43 0.03 0.01 0.01 1.36 0.17 0.05 0.03 1.56 1.29 0.55 0.00 0.36 0.58 0.00 0.00 2.41

2006 4.25 1.50 0.06 0.38 0.90 0.15 0.03 0.04 0.73 0.56 0.63 0.06 0.62 0.34 1.05 0.92 0.89

2006 4.25 1.50 0.06 0.38 0.90 0.15 0.03 0.04 0.73 0.56 0.63 0.06 0.62 0.34 1.05 0.92 0.89

2007 0.36 0.03 0.18 0.23 0.10 0.99 0.90 0.90 0.01 0.29 0.29 0.76 4.25 3.90 0.87 1.30 0.01

2007 0.36 0.03 0.18 0.23 0.10 0.99 0.90 0.90 0.01 0.29 0.29 0.76 4.25 3.90 0.87 1.30 0.01

2008 1.10 0.80 0.01 0.43 0.13 0.05 0.56 0.24 1.14 0.67 1.79 0.02 1.46 1.88 0.95 0.47 0.99

2008 1.10 0.80 0.01 0.43 0.13 0.05 0.56 0.24 1.14 0.67 1.79 0.02 1.46 1.88 0.95 0.47 0.99

2009 0.09 0.59 0.07 0.57 4.42 0.01 0.29 0.44 0.13 0.00 0.06 0.29 0.49 0.48 1.44 0.71 0.01

2009 0.09 0.59 0.07 0.57 4.42 0.01 0.29 0.44 0.13 0.00 0.06 0.29 0.49 0.48 1.44 0.71 0.01

2010 2.82 0.09 0.12 0.10 0.53 0.05 0.04 0.94 0.08 4.59 2.66 0.97 0.15 0.62 0.13 0.95 0.23

2010 2.82 0.09 0.12 0.10 0.53 0.05 0.04 0.94 0.08 4.59 2.66 0.97 0.15 0.62 0.13 0.95 0.23

2011 0.33 0.16 1.12 2.37 2.55 0.39 0.05 3.35 0.00 1.30 2.13 0.07 0.96 0.37 0.05 1.28 0.43

2011 0.33 0.16 1.12 2.37 2.55 0.39 0.05 3.35 0.00 1.30 2.13 0.07 0.96 0.37 0.05 1.28 0.43

2012 0.34 0.33 0.75 2.06 2.23 0.91 0.48 0.64 0.01 0.45 0.53 0.23 0.91 0.85 0.22 5.96* 1.24

2012 0.34 0.33 0.75 2.06 2.23 0.91 0.48 0.64 0.01 0.45 0.53 0.23 0.91 0.85 0.22 5.96* 1.24

2013 0.65 0.01 0.20 0.65 0.00 1.69 0.70 0.05 0.26 0.35 0.47 0.37 0.49 0.28 0.10 0.84 0.00

2013 0.65 0.01 0.20 0.65 0.00 1.69 0.70 0.05 0.26 0.35 0.47 0.37 0.49 0.28 0.10 0.84 0.00

* 棄却された項目を示す（Ｆ０(0.05)＝5.12）* 棄却された項目を示す（Ｆ０(0.05)＝5.12）

表３－10 異常年の検定（年別の風速階級のＦ０値）

表４－９ 異常年の検定（年別の風速階級のＦ０値）

1.0～
1.9
2.21

2.0～
2.9
1.82

3.0～ 4.0～ 5.0～
3.9
4.9
5.9
11.59* 16.47* 1.90

6.0～
6.9
5.08

7.0～
7.9
1.72

地上 10ｍ
風速階級：ｍ/ｓ
8.0～ 9.0 以
8.9
上
0.08
0.93

2003

0.17

0.5～
0.9
2.18

2004

0.88

1.28

0.00

1.98

0.50

1.14

9.50*

4.38

5.30*

2005

1.43

0.74

0.09

0.56

0.28

0.43

0.58

0.17

2006

4.25

0.26

0.80

0.14

0.01

0.23

0.00

2007

0.36

1.87

0.67

0.00

0.03

0.26

2008

1.10

0.85

0.30

0.01

0.57

2009

0.09

1.93

0.52

1.14

2010

2.82

0.19

1.95

0.04

2011

0.33

0.01

2012

0.34

0.94

1.0～
1.9
2.21

2.0～
2.9
1.82

3.0～ 4.0～ 5.0～
3.9
4.9
5.9
11.59* 16.47* 1.90

6.0～
6.9
5.08

7.0～
7.9
1.72

地上 10ｍ
風速階級：ｍ/ｓ
8.0～ 9.0 以
8.9
上
0.08
0.93

2003

0.17

0.5～
0.9
2.18

6.35* 4.82

2004

0.88

1.28

0.00

1.98

0.50

1.14

9.50*

4.38

5.30*

6.35* 4.82

0.28

0.76

0.12

2005

1.43

0.74

0.09

0.56

0.28

0.43

0.58

0.17

0.28

0.76

0.12

0.20

0.12

1.55

3.59

2006

4.25

0.26

0.80

0.14

0.01

0.23

0.00

0.20

0.12

1.55

3.59

0.89

1.64

1.06

1.30

0.32

2007

0.36

1.87

0.67

0.00

0.03

0.26

0.89

1.64

1.06

1.30

0.32

0.07

1.08

0.07

1.41

0.12

0.93

2008

1.10

0.85

0.30

0.01

0.57

0.07

1.08

0.07

1.41

0.12

0.93

1.34

1.47

0.07

0.00

0.00

0.01

0.04

2009

0.09

1.93

0.52

1.14

1.34

1.47

0.07

0.00

0.00

0.01

0.04

0.13

0.11

0.19

0.37

0.00

0.01

0.04

2010

2.82

0.19

1.95

0.04

0.13

0.11

0.19

0.37

0.00

0.01

0.04

3.41

6.04* 1.48

0.44

0.24

0.66

0.16

0.17

0.31

2011

0.33

0.01

3.41

6.04* 1.48

0.44

0.24

0.66

0.16

0.17

0.31

0.10

0.22

1.04

0.33

0.77

0.00

3.08

1.78

1.39

2012

0.34

0.94

0.10

0.22

1.04

0.33

0.77

0.00

3.08

1.78

1.39

2013
0.65
1.31
2.13
1.40
0.03
* 棄却された項目を示す（Ｆ０(0.05)＝5.12）

0.00

0.19

1.02

0.12

1.30

0.53

2013
0.65
1.31
2.13
1.40
0.03
* 棄却された項目を示す（Ｆ０(0.05)＝5.12）

0.00

0.19

1.02

0.12

1.30

0.53

風速階級

年

0～0.4

風速階級

年

0～0.4

４－１７

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表３－11 事故時の方位別相対濃度（χ／Ｑ）(ｈ/ｍ３)の 97％値

備 考

表４－10 事故時の方位別相対濃度（χ／Ｑ）(ｈ/ｍ３)の 97％値
放出源：ＴＣＡ

事象名

燃料破損事故

火災

評価核種
実効放出
継続時間
放出高
建家投影面
積

Kr-85、I-129

Fe-55、Co-60、Ni-63 等

海
側
参
考
方
位

事象名
評価核種
実効放出
継続時間
放出高
建家投影面
積

１時間
0ｍ
0ｍ２

S

計算地点まで
の距離＊
（ｍ）
670

有効
高さ
（ｍ）
0

SSW

1360

0

1.2×10-8

SW

900

0

2.6×10-8

WSW

840

0

W

810

WNW

燃料破損事故火災

U-234、U-235、U-238

Fe-55、Co-60、Ni-63 等

１時間
0ｍ
0ｍ２

S

計算地点まで
の距離＊
（ｍ）
530

有効
高さ
（ｍ）
0

SSW

1350

0

1.2×10-8

SW

900

0

2.6×10-8

3.5×10-8

WSW

890

0

3.1×10-8

0

4.1×10-9

W

860

0

3.6×10-9

820

0

－

WNW

880

0

-

NW

940

0

－

NW

1010

0

-

NNW

1050

0

2.8×10-9

NNW

1120

0

2.4×10-9

N

1600

0

－

N

1760

0

-

NNE

390

0

1.2×10-7

NE

190

0

6.2×10-7

ENE

140

0

1.4×10-6

E

120

0

1.7×10-6

着目方位
陸
側
方
位

放出源：ＦＣＡ

97%値

着目方位

1.6×10-8

陸
側
方
位

-8

97%値
2.4×10-8

NNE

610

0

5.6×10NE

270

03.3×10-7

ENE

200

0

7.6×10-7

E

180

0

8.3×10-7

ESE

190

0

2.5×10-6

ESE

130

0

4.9×10-6

SE

240

0

1.7×10-6

SE

170

0

3.1×10-6SSE
410
02.1×10-7*:非居住区域外の各方位内最大地点（陸側は各方位内の最短距離、海側は各方位範囲内の中心軸上距離）
注：気象データ（2009 年１月～2013 年 12 月）
下線は被ばく評価に用いる値

海
側
参
考
方
位

SSE
300
0
3.7×10-7*:非居住区域外の各方位内最大地点（陸側は各方位内の最短距離、海側は各方位範囲内の中心軸上距離）
注：気象データ（2009 年１月～2013 年 12 月）
下線は被ばく評価に用いる値

４－１８

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色
表３－12 事故時の方位別相対線量（Ｄ／Ｑ）(Gy/(MeV･Bq))の 97％値

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－11 事故時の方位別相対線量（Ｄ／Ｑ）(Gy/(MeV･Bq))の 97％値
放出源：ＴＣＡ

事象名

燃料破損事故

火災

評価核種
実効放出
継続時間
放出高
建家投影面
積

Kr-85、I-129

Fe-55、Co-60、Ni-63 等

海
側
参
考
方
位

事象名
評価核種
実効放出
継続時間
放出高
建家投影面
積

１時間
0ｍ
0ｍ２

S

計算地点まで
の距離＊
（ｍ）
670

有効
高さ
（ｍ）
0

SSW

1360

0

9.3×10-19

SW

900

0

1.5×10-18

WSW

840

0

W

810

WNW

燃料破損事故火災

U-234、U-235、U-238

Fe-55、Co-60、Ni-63 等

１時間
0ｍ
0ｍ２

S

計算地点まで
の距離＊
（ｍ）
530

有効
高さ
（ｍ）
0

SSW

1350

0

9.3×10-19

SW

900

0

1.5×10-18

2.0×10-18

WSW

890

0

1.8×10-18

0

5.0×10-19

W

860

0

4.6×10-19820

01.4×10-19

WNW

880

0

1.1×10-19

NW

940

0

7.8×10-20

NW

1010

0

5.9×10-20

NNW

1050

0

3.2×10-19

NNW

1120

0

2.9×10-19

N

1600

0

1.2×10-20

N

1760

0

8.2×10-21

NNE

610

0

2.5×10-18

NNE

390

0

3.8×10-18

NE

270

0

7.0×10-18

NE

190

0

9.8×10-18

ENE

200

0

1.3×10-17

ENE

140

0

1.9×10-17

E

180

0

1.3×10-17

E

120

0

1.9×10-17

ESE

190

0

2.4×10-17

ESE

130

0

3.3×10-17

SE

240

0

1.9×10-17

SE

170

0

2.6×10-17

着目方位
陸
側
方
位

放出源：ＦＣＡ

97%値

着目方位

1.1×10-18

SSE
410
0
6.9×10-18*:非居住区域外の各方位内最大地点（陸側は各方位内の最短距離、海側は各方位範囲内の中心軸上距離）
注：気象データ（2009 年１月～2013 年 12 月）
下線は被ばく評価に用いる値

陸
側
方
位

海
側
参
考
方
位

97%値
1.5×10-18

SSE
300
0
9.0×10-18*:非居住区域外の各方位内最大地点（陸側は各方位内の最短距離、海側は各方位範囲内の中心軸上距離）
注：気象データ（2009 年１月～2013 年 12 月）
下線は被ばく評価に用いる値

４－１９

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－１ 気象観測設備配置図（その１）

図４－１ 気象観測設備配置図（その１）

４－２０

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－２ 気象観測設備配置図（その２）

図４－２ 気象観測設備配置図（その２）

４－２１

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

地上10m
地上20m
地上40m

地上10m
地上20m
地上40m

北

北

北北西

北北東

北北西

北西

北東

西北西

西
30

10

20

0

10

20

北北東

北西

東北東

西北西

東

西

30

北東

東北東

30

10

20

0

10

20

30

東

％

西南西

％

東南東

南西

西南西

南東

南南西

南西
静穏 地上10m
静穏 地上20m
静穏 地上40m

南南東
南

東南東

南東

5.1%
2.1%
0.5%

南南西

静穏 地上10m
静穏 地上20m
静穏 地上40m

南南東
南

図４－３ ５年平均年間風配図（2009 年～2013 年の平均）

図３－３ ５年平均年間風配図（2009 年～2013 年の平均）

地上10m
地上20m
地上40m

地上10m
地上20m
地上40m

北

北
北北西

北北西

北北東

北西

西
30

10

20

0

10

20

北北東

北西

北東

西北西

東北東

西北西

東

西

30

北東

東北東

30

10

20

0

10

20

30

東

％

％

西南西

西南西

東南東

南西

東南東

南西

南東

南南西

5.1%
2.1%
0.5%

南東

南南西

南南東

南南東

南

南

図３－４ 低風速時（0.5～2.0ｍ/ｓ）の５年平均年間風配図（2009 年～2013 年の平均）

図４－４ 低風速時（0.5～2.0ｍ/ｓ）の５年平均年間風配図（2009 年～2013 年の平均）

４－２２

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－５ ５年平均月別平均風速（2009 年～2013 年の平均）

図４－５ ５年平均月別平均風速（2009 年～2013 年の平均）

図３－６ ５年平均年間風速階級別出現頻度（2009 年～2013 年の平均）

図４－６ ５年平均年間風速階級別出現頻度（2009 年～2013 年の平均）

４－２３

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

北

北
北北西

北北西

北北東

北西

西
2

4

6

8

東
2

4

6

8

ｍ/ｓ

東南東

西南西

南東

南西

2

4

6

ｍ/ｓ 8

ｍ/ｓ

東南東

西南西

東北東

西

東
2

4

北東

西北西

東北東

6

北北東

北西

北東

西北西

ｍ/ｓ 8

備 考

南東

南西

地上40m

地上40m
南南東

南南西

南南東

南南西

地上20m

南

地上20m

南

地上10m

地上10m

図４－７ 風向別年間平均風速（2009 年～2013 年の平均）

図３－７ 風向別年間平均風速（2009 年～2013 年の平均）

北

北
北北東

北北西

北東

北西

5.1 %

8

12

西南西

5.1 %

西

16

％

東
4

8

12

西南西

東南東

南西

東北東

西北西

東
4

北東

北西

東北東

西北西

西

北北東

北北西

南東

16

％

東南東

: ≧5.0m /s: ≧5.0m /s: 3.0～4.9: 3.0～4.9

南西

南東: 2.0～2.9
南南西

南南東: 2.0～2.9
南南西: 1.0～1.9

南: 0.5～0.9
円内

南南東: 1.0～1.9

南: 0.5～0.9
円内

:<0.5

:<0.5

図４－８ 風向別風速出現頻度（地上 10ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

図３－８ 風向別風速出現頻度（地上 10ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

４－２４

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

北
北北西

北
北北西

北北東

北西

西北西

8

12

16

2.1 %

％

東南東

西南西

東北東

西

東
4

北東

西北西

東北東

2.1 %

北北東

北西

北東

西

備 考

東
4

8

12

16

％

東南東

西南西

: ≧5.0m /s: ≧5.0m /s: 3.0～4.9

南東

南西: 3.0～4.9

南東

南西: 2.0～2.9: 2.0～2.9
南南東

南南西

円内

北
北北西

北北東

北西

西北西

12

16

0.5 %

％

東南東

西南西

東北東

西

東
8

北東

西北西

東北東

4

北北東

北西

北東

0.5 %

東
4

8

12

16

％

東南東

西南西
: ≧5.0m /s: ≧5.0m /s: 3.0～4.9

南東

南西: 3.0～4.9

南東

南西: 2.0～2.9
南南東

南南西

:<0.5

図４－９ 風向別風速出現頻度（地上 20ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

北西: 0.5～0.9:<0.5

図３－９ 風向別風速出現頻度（地上 20ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

北北西: 1.0～1.9

南: 0.5～0.9
円内

南南東

南南西

: 1.0～1.9

南: 2.0～2.9: 1.0～1.9

南: 0.5～0.9
円内

南南東

南南西

: 1.0～1.9

南: 0.5～0.9
円内

:<0.5

:<0.5

図４－10 風向別風速出現頻度（地上 40ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

図３－10 風向別風速出現頻度（地上 40ｍ）
（2009 年～2013 年の平均）

４－２５

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－11 年間及び５年平均大気安定度出現頻度（2009 年～2013 年の平均）

図４－11 年間及び５年平均大気安定度出現頻度（2009 年～2013 年の平均）

４－２６

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－12 月別大気安定度出現頻度（2009 年～2013 年の平均）
図４－12 月別大気安定度出現頻度（2009 年～2013 年の平均）

４－２７

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３-13 方位別相対濃度（χ／Ｑ）の累積出現頻度

図４-13 方位別相対濃度（χ／Ｑ）の累積出現頻度

４－２８

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図３－14 方位別相対線量（Ｄ／Ｑ）の累積出現頻度
図４－14 方位別相対線量（Ｄ／Ｑ）の累積出現頻度

４－２９

備 考

ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設に係る廃止措置計画
添付書類五（核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書）
説明資料

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

１．残存放射性物質の評価
1.1 概要施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。放射化汚染物質は、炉心タンク及び炉心タンク周辺部に設置されている機器等が中性子照射を受けて放射化することにより発生するものである。二次汚染物質は、放射性腐食生成物等が機器等に付着することにより、施設内に残存するものである。
ＴＣＡ施設における放射化汚染物質及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。

１．残存放射性物質の評価
1.1 概要施設に残存する放射性物質は、放射化汚染物質と二次汚染物質に分けられる。放射化汚染物質は、１／２格子管集合体及び１／２格子管集合体周辺部に設置されている機器等が中性子照射を受けて放射化することにより発生する
TCA：水由来ものである。二次汚染物質は、炉心変更に伴う燃料の装荷・装脱によりウラン燃料の酸化膜、放射化汚染物質等が施FCA：燃料装荷由来
設・設備の表面に付着することにより、施設内に残存するものである。
に伴う変更
ＦＣＡ施設における放射化汚染物質及び二次汚染物質の評価は、それぞれ以下のとおりである。

1.2 放射化汚染物質
原子炉運転による中性子の到達範囲を考慮して、炉室１階及び炉室地階の設備機器、配管、構造物等を対象として、放射化汚染物質の核種及び放射能量を次の方法により評価した。

1.2 放射化汚染物質
原子炉運転による中性子の到達範囲を考慮して、炉室の設備機器、配管、構造物等を対象として、放射化汚染物質の核種及び放射能量を次の方法により評価した。

1.2.1 評価方法
放射化汚染物質の評価手順を図４－１に示す。詳細は以下のとおりである。
(1) 中性子束分布の評価
JENDL-3.3(1)に基づく MATXS 形式ライブラリ MATXSLIB-J33(2)を TRANSX-2.15(3)コードにより処理して 175 群の中性子群定数を作成した。この群定数を用いて、Doors 3.2a コードシステム(4)に含まれる２次元輸送計算コード DORT により各領域における中性子束分布を求めた。

1.2.1 評価方法
放射化汚染物質の評価手順を図５－１に示す。詳細は以下のとおりである。
(1) 中性子束分布の評価
JENDL-3.3(1)に基づく MATXS 形式ライブラリ MATXSLIB-J33(2)を TRANSX-2.15(3)コードにより処理して 175 群の中性子群定数を作成した。この群定数を用いて、Doors 3.2a コードシステム(4)に含まれる２次元輸送計算コード DORT により各領域における中性子束分布を求めた。

(2) 放射化汚染物質の放射能量の評価(1)で算出した各領域における中性子束、(3)に示す原子炉運転履歴及び(4)に示す機器の組成データを用いて、
SCALE-6.1 コードシステム(5)に含まれる燃焼計算コード ORIGEN-S により、設備機器等ごとの放射化汚染物質の放射能濃度を求め、さらに設備機器等の重量を用いることにより放射化汚染物質の放射能量を算出した。

(2) 放射化汚染物質の放射能量の評価(1)で算出した各領域における中性子束、(3)に示す原子炉運転履歴及び(4)に示す機器の組成データを用いて、
SCALE-6.1 コードシステム(5)に含まれる燃焼計算コード ORIGEN-S により、設備機器等ごとの放射化汚染物質の放射能濃度を求め、さらに、設備機器等の重量を用いることにより、放射化汚染物質の放射能量を算出した。

(3) 原子炉運転履歴
ＴＣＡ施設の初回臨界から最終運転までの年度ごとの積算出力の実績値を入力データとして与えた。ＴＣＡ施設の
年度ごとの原子炉運転履歴を表４－１に示す。
なお、評価に当たっては、放射化汚染物質の放射能量を実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とする
ため、各年度における積算出力分の運転を最高熱出力 200W で行うこととし、運転日は年度の最終日（３月 31 日）とした。但し、最終運転年度である 2010 年度については、最終運転日の 11 月８日を運転日とした。
また、冷却時間は、ＴＣＡの最終運転を行った 2010 年 11 月８日から約６年後（2017 年３月末）及び約 10 年後（2021年３月末）とした。

(3) 原子炉運転履歴
ＦＣＡ施設の初回臨界から最終運転までの年度ごとの積算出力の実績値を入力データとして与えた。ＦＣＡ施設の
年度ごとの原子炉運転履歴を表５－１に示す。
なお、評価に当たっては、放射化汚染物質の放射能量を実際の放射能量よりも多くなるように保守的な評価とする
ため、各年度における積算出力分の運転を最高熱出力 2000W で行うこととし、運転日は年度の最終日（３月 31 日）とした。ただし、最終運転年度である 2011 年度については、最終運転日の３月 10 日を運転日とした。
また、冷却時間は、ＦＣＡの最終運転を行った 2011 年３月 10 日から約８年後（2019 年３月末）及び約 12 年後（2023年３月末）とした。

(4) 設備の元素組成(4) 設備の元素組成
放射化汚染物質の評価対象設備の元素組成は、JIS 記載値、文献(6),(7)等に基づいて決定した。主要な評価対象設備
放射化汚染物質の評価対象設備の元素組成は、JIS 記載値、文献(6),(7)等に基づいて決定した。主要な評価対象設備の元素組成を表４－２に示す。
の元素組成を表５－２に示す。
(5) 評価対象核種(5) 評価対象核種
評価対象核種は、「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成 17
評価対象核種は、「工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度が放射線による障 法令改正に伴う記載
年 11 月 30 日文部科学省令第 49 号）の別表第一欄第一号の放射能濃度確認対象物に対する第二欄に規定するもの 害の防止のための措置を必要としないものであることの確認等に関する規則」（令和２年原子力規制委員会規則第 16 の適正化
（但し、超ウラン元素の Pu-239、Pu-241 及び Am-241 を除く）とした。
号）に基づき選定した（ただし、超ウラン元素の Pu-239、Pu-241 及び Am-241 を除く）。
1.2.2 評価結果
炉室１階及び炉室地階における主要設備機器について、原子炉停止後約６年（2017 年３月末）経過時及び原子炉停止後約 10 年（2021 年３月末）経過時における放射化汚染物質の推定放射能量を表４－３及び表４－４にそれぞれ示す。原子炉停止後約６年経過時における放射化汚染物質の総放射能量は約 1.5×107Bq と推定され、主要な放射性核種は、Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。また、原子炉停止後約 10 年経過時における放射化汚染物質の総放射能量は約 1.0×107Bq と推定され、主要な放射性核種は、Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。

1.2.2 評価結果
炉室における主要設備機器について、原子炉停止後約８年（2019 年３月末）経過時及び原子炉停止後約 12 年
（2023 年３月末）経過時における放射化汚染物質の推定放射能量を表５－３及び表５－４にそれぞれ示す。原子炉停止後約８年経過時における放射化汚染物質の総放射能量は約 3.1×109Bq と推定され、主要な放射性核種は、Fe55、Co-60、Ni-63 等である。また、原子炉停止後約 12 年経過時における放射化汚染物質の総放射能量は約 2.4×
109Bq と推定され、主要な放射性核種は、Fe-55、Co-60、Ni-63 等である。

1.3 二次汚染物質
二次汚染物質は、主として、原子炉の運転に伴い発生した放射性腐食生成物等によって二次汚染したものであり、その評価対象機器は、炉心タンク水と接触する炉心タンク、ダンプタンク、純水装置（脱塩器）、廃水タンク、廃水ピッ

1.3 二次汚染物質
二次汚染物質は、主として、炉心変更に伴う燃料の装荷・装脱によりウラン燃料の酸化膜、放射化汚染物質等によって二次汚染したものであり、その評価対象機器は、燃料と接触する炉心物質装填用引出し、燃料装填用デスク、Pu 燃

５－１

TCA：水由来ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

ト、配管等である。
二次汚染物質の放射能量は、表面密度に評価対象物の表面積を乗じて評価した。表面密度については、表面汚染検査計等により測定した結果、最も二次汚染の影響が大きいと想定される炉心タンクにおいて有意な汚染は検出されなかった。このため、二次汚染物質の放射能量の評価における表面密度は、測定時の検出限界値 0.4Bq/cm2 を用いた。
二次汚染物質の推定放射能量を表４－５に示す。その結果、二次汚染物質の放射能量の総量は、約 6.1×105Bq と評価できる。
参考文献(1) K. Shibata, et. al., “Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version 3 Revision-3: JENDL-3.3”, J. Nucl. Sci.
Technol. 39, 1125, 2002.
(2) K. Kosako, et. al., “THE LIBRARIES FSXLIB AND MATXSLIB BASED ON JENDL-3.3”, JAERI-Data/Code
2003-011, 2003.
(3) R. E. MacFarlane, “TRANSX 2: A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport
Codes”, LA-12312-MS, 1992.
(4) Oak Ridge National Laboratory, “DOORs 3.2a: One, Two- and Three-Dimensional Discrete Ordinates
Neutron/Photon Transport Code System”, CCC-650, 2003.
(5) Oak Ridge National Laboratory, “Scale: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety
Analysis and Design”, ORNL/TM-2005/39, Version 6.1, 2011.
(6) 科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編, 「臨界安全ハンドブック」, にっかん書房, 1988.
(7) J. C. Evans, et. al., “Long-Lived Activation Products in Reactor Materials”, NUREG/CR-3474, 1984.

料取扱・装填用フード、作業台、１／２格子管集合体、格子管集合体冷却設備、燃料移送設備、燃料貯蔵庫等である。
二次汚染物質の放射能量は、表面密度に評価対象物の表面積を乗じて評価した。表面密度については、表面汚染検査計等により測定した結果、最も二次汚染の影響が大きいと想定される炉心物質装填用引出しにおいても有意な汚染は検出されなかった。このため、二次汚染物質の放射能量の評価における表面密度は、測定時の検出限界値であるアルファ線を放出する放射性物質 0.04Bq/cm2、アルファ線を放出しない放射性物質 0.4 Bq/cm2 を用いた。
二次汚染物質の推定放射能量を表５－５に示す。その結果、二次汚染物質の放射能量の総量は、約 1.2×107Bq と評価できる。
参考文献(1) K. Shibata, et. al., “Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version 3 Revision-3: JENDL-3.3”, J. Nucl. Sci.
Technol. 39, 1125, 2002.
(2) K. Kosako, et. al., “THE LIBRARIES FSXLIB AND MATXSLIB BASED ON JENDL-3.3”, JAERI-Data/Code
2003-011, 2003.
(3) R. E. MacFarlane, “TRANSX 2: A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport
Codes”, LA-12312-MS, 1992.
(4) Oak Ridge National Laboratory, “DOORs 3.2a: One, Two- and Three-Dimensional Discrete Ordinates
Neutron/Photon Transport Code System”, CCC-650, 2003.
(5) Oak Ridge National Laboratory, “Scale: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety
Analysis and Design”, ORNL/TM-2005/39, Version 6.1, 2011.
(6) 科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編, 「臨界安全ハンドブック」, にっかん書房, 1988.
(7) J. C. Evans, et. al., “Long-Lived Activation Products in Reactor Materials”, NUREG/CR-3474, 1984.

FCA：燃料装荷由来
に伴う変更

５－２

U-235 を対象核種に追加したため、アルフ
ァ核種の表面密度を追加

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－１ 放射化汚染物質の評価に用いた原子炉の運転履歴

表５－１ 放射化汚染物質の評価に用いた原子炉運転履歴

年 度

運転回数

運転時間
(h)

積算出力
（Wh）

年 度

運転回数

運転時間
(h)

積算出力
（Wh）

年 度

運転時間
(h)

積算出力
（kWh）

年 度

運転時間
(h)

積算出力
（kWh）

1962

280

198.6

159.7

1987

182

166.0

34.1

1967

780.95

0.620

1990

684.73

5.373

1963

449

285.6

287.1

1988

331

264.8

143.7

1968

1423.38

4.297

1991

684.58

5.287

1964

912

490.9

634.4

1989

542

431.0

419.0

1969

1014.55

2.622

1992

601.85

5.696

1965

570

512.6

699.7

1990

56

92.0

1936.7

1970

1202.48

8.605

1993

455.23

2.505

1966

628

722.9

505.1

1991

527

306.1

124.2

1971

980.93

9.927

1994

595.88

4.550

1967

396

492.4

1265.1

1992

134

93.1

1287.9

1972

1081

7.397

1995

647.28

3.898

1968

545

344.2

540.6

1993

102

263.7

250.9

1973

877.68

8.011

1996

657.8

1.340

1969

181

233.5

609.6

1994

52

95.3

100.3

1974

500.6518.933

1997

722.92

1.144

1970

373

421.2

128.1

1995

184

139.0

95.9

1975

653.53

2.412

1998

575.92

0.643

1971

716

474.2

583.5

1996

172

161.1

131.5

1976

538.1

1.538

1999

380.68

0.377

1972

306

245.0

255.8

1997

201

205.1

96.7

1977

734.55

2.565

2000

452.57

0.238

1973

217

186.0

149.9

1998

212

183.9

93.8

1978

698.15

3.942

2001

558.37

0.592

1974

162

154.8

172.7

1999

183

139.9

160.6

1979

747.1119.192

2002

496.97

0.370

1975

233

208.2

264.8

2000

200

251.8

18.6

1980

569.85

7.410

2003

568.57

1.142

1976

171

111.1

356.5

2001

223

232.9

52.7

1981

760.93

5.159

2004

748.02

0.982

1977

121

87.6

107.0

2002

137

171.4

72.5

1982

788.98

5.011

2005

606.63

0.991

1978

113

97.9

107.2

2003

154

123.4

89.0

1983

873.71

3.615

2006

306.48

1.144

1979

224

195.5

300.6

2004

145

108.7

30.5

1984

949.45

5.251

2007

32.68

0.071

1980

154

254.7

269.4

2005

26

30.4

59.3

1985

748.16

4.075

2008

95.27

0.586

1981

255

355.2

428.2

2006

95

108.5

164.8

1986

746.65

2.906

2009

384.52

0.480

1982

134

140.9

164.0

2007

5

6.2

57.7

1987

803.02

3.507

2010

355.03

0.633

1983

185

195.8

67.9

2008

6

9.9

66.3

1988

523.18

3.395

2011

0

0

1984

260

235.8

62.6

2009

5

8.6

71.4

1989

551.383.583

合計29160.35

172.015

1985

246

147.1

189.7

2010

13

16.7

22.6

1986

117

98.1

33.0

合計

11835

10499.3

13922.9

５－３

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－２ 主要な評価対象設備の元素組成（1/2）

表５－２ 主要な評価対象設備の元素組成（1/2）（単位：wt%）評価対象設備炉心タンク、水位
微調整ピストン、
オーバーフロータ
ンク＊１

炉心タンク架台、運転水位制限スイッチ、実験制御棒
装置＊２

格子板＊３

炉室建家＊４

材質

SUS304SS400

アルミニウム（A6061）

H

―

―

Li

1.3×10-5B（単位：wt%）評価対象設備

１／２格子管集合体、炉心物質装填用
引出し、クレーン（炉室）＊１

制御安全棒駆動機
構、移動テーブル＊2

銅管＊3

１次容器＊4

コンクリート材質

SUS304SS400

銅コンクリート―

1.0×100

H

―

―

―

1.0×100

3.0×10-5―

2.0×10-3

Li

1.3×10-5

3.0×10-5―

2.0×10-3―――

2.0×10-3

B

―

―

―

2.0×10-3

C

8.0×10-2――

1.0×10-1

C

8.0×10-2――

1.0×10-1

N

4.5×10-2

8.4×10-3―

1.2×10-2

N

4.5×10-2

8.4×10-3―

1.2×10-2

O

―

―

―

5.3×101

O

―

―

―

5.3×101

F

―

―

―

F

―

―

―

―

Na

9.7×10

2.3×10

Mg

―

Al

-4

-3

―

―

0

1.6×10Na

9.7×10

2.3×10―

1.6×100―

1.2×10-0

2.2×10-1

Mg

―

―

―

2.2×10-1

1.0×10-2

3.3×10-2

9.7×101

3.4×100

Al

1.0×10-2

3.3×10-2―

3.4×100Si

1.0×100―

8.0×10-1

3.4×101Si

1.0×100――

3.4×101P

4.5×10-2

5.0×10-2―

5.0×10-1

P

4.5×10-2

5.0×10-2―

5.0×10-1

S

3.0×10-2

5.0×10-2―

3.1×10-1

S

3.0×10-2

5.0×10-2―

3.1×10-1

Cl

7.0×10-3

4.0×10-3―

4.5×10-3

Cl

7.0×10-3

4.0×10-3―

4.5×10-3

K

3.0×10-4

1.2×10-3―

1.3×100

K

3.0×10-4

1.2×10-3―

1.3×100

Ca

1.9×10-3

1.4×10-3―

4.3×100

Ca

1.9×10-3

1.4×10-3―

4.3×100Sc

3.0×10-6

2.6×10-5―

6.5×10-4

Sc

3.0×10-6

2.6×10-5―

6.5×10-4

Ti

6.0×10-2

2.0×10-4

1.5×10-1

2.1×10-1

Ti

6.0×10-2

2.0×10-4―

2.1×10-1

V

4.6×10-2

8.0×10-3―

1.0×10-2

V

4.6×10-2

8.0×10-3―

1.0×10-2

Cr

2.0×101

1.7×10-1

3.5×10-1

1.1×10-2

Cr

2.0×101

1.7×10-1―

1.1×10-2

Mn

2.0×100

1.0×100

1.5×10-1

3.8×10-2

Mn

2.0×100

1.0×100―

3.8×10-2

Fe

7.1×101

1.0×102

7.0×10-1

1.4×100

Fe

7.1×101

1.0×102―

1.4×100

Co

1.4×10-1

1.2×10-2―

9.8×10-4Co

1.4×10-1

1.2×10-2―

9.8×10-4

Ni

1.1×101

6.6×10-1―

3.8×10-3

Ni

1.1×101

6.6×10-1―

3.8×10-3Cu

3.1×10-1

1.3×10-1

4.0×10-1

2.5×10-3Cu

3.1×10-1

1.3×10-1

1.0×1022.5×10-3

Zn

4.6×10-2

1.0×10-2

2.5×10-1

7.5×10-3

Zn

4.6×10-2

1.0×10-2―

7.5×10-3Ga

1.3×10-2

8.0×10-3―

8.8×10-4Ga

1.3×10-2

8.0×10-3―

8.8×10-4

Ge

―

―

―

―

-4

-3

Ge

―

―

―

―

-4

As

1.9×10

5.3×10―

7.9×10As

1.9×10-2

5.3×10-2―

7.9×10-4

Se

3.5×10-3

7.0×10-5―

9.2×10-5Se

3.5×10-3

7.0×10-5―

9.2×10-5Br

2.0×10-4

8.5×10-5―

2.4×10-4Br

2.0×10-4

8.5×10-5―

2.4×10-4

Rb

1.0×10-3

4.8×10-3―

3.5×10-3

Rb

1.0×10-3

4.8×10-3―

3.5×10-3

1.5×10-5―

4.4×10-2

1.5×10-5―

4.4×10-2

Sr-2

2.0×10-5＊１ JIS G 4304 (2012)及び文献７から引用＊２ JIS G 3101 (2010)及び文献７から引用＊３ JIS H 4000 (2014)から引用＊４ 文献６及び文献７から引用-2

Sr
2.0×10-5＊１ JIS G 4304 (2012)及び文献(7)から引用＊２ JIS G 3101 (2010)及び文献(7)から引用＊３ 銅については銅単体（微量元素なし）とした＊４ 文献(6)及び文献(7)から引用

５－４

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

表４－２ 主要な評価対象設備の元素組成（2/2）

表５－２ 主要な評価対象設備の元素組成（2/2）（単位：wt%）評価対象設備炉心タンク、水位
微調整ピストン、
オーバーフロータ
ンク＊１

炉心タンク架台、運転水位制限スイッチ、実験制御棒
装置＊２

格子板＊３

炉室建家＊４

材質

SUS304SS400

アルミニウム（A6061）

Rb

1.0×10-3

4.8×10-3

Sr

2.0×10-5Y（単位：wt%）評価対象設備

１／２格子管集合体、炉心物質装填用
引出し、クレーン（炉室）＊1

制御安全棒駆動機
構、移動テーブル＊2

銅管＊3

１次容器＊4

コンクリート材質

SUS304SS400

銅コンクリート―

3.5×10-3

Rb

1.0×10-3

4.8×10-3―

3.5×10-3

1.5×10-5―

4.4×10-2

Sr

2.0×10-5

1.5×10-5―

4.4×10-2

5.0×10-4

2.0×10-3―

1.8×10-3

Y

5.0×10-4

2.0×10-3―

1.8×10-3

Zr

1.0×10-3

1.0×10-3―

7.1×10-3

Zr

1.0×10-3

1.0×10-3―

7.1×10-3

Nb

8.9×10-3

1.9×10-3―

4.3×10-4

Nb

8.9×10-3

1.9×10-3―

4.3×10-4

Mo

2.6×10-1

5.6×10-1―

1.0×10-3

Mo

2.6×10-1

5.6×10-1―

1.0×10-3

Pd

―

―

―

3.0×10-4

Pd

―

―

―

3.0×10-4Ag

2.0×10-4

2.0×10-4―

2.0×10-5Ag

2.0×10-4

2.0×10-4―

2.0×10-5

Cd

―

―

―

3.0×10-5

Cd

―

―

―

3.0×10-5

Sn

―

―

―

7.0×10-4

Sn

―

―

―

7.0×10-4

Sb

1.2×10-3

1.1×10-3―

1.8×10-4

Sb

1.2×10-3

1.1×10-3―

1.8×10-4

Cs

3.0×10-5

2.0×10-5―

1.3×10-4

Cs

3.0×10-5

2.0×10-5―

1.3×10-4

Ba

5.0×10-2

2.7×10-2―

9.5×10-2

Ba

5.0×10-2

2.7×10-2―

9.5×10-2La

2.0×10-5

1.0×10-5―

1.3×10-3La

2.0×10-5

1.0×10-5―

1.3×10-3

Ce

3.7×10-2

1.0×10-4―

2.4×10-3

Ce

3.7×10-2

1.0×10-4―

2.4×10-3

Sm

1.0×10-5

1.7×10-6―

2.0×10-4

Sm

1.0×10-5

1.7×10-6―

2.0×10-4

Eu

2.0×10-6

3.1×10-6―

5.5×10-5Eu

2.0×10-6

3.1×10-6―

5.5×10-5

Gd

―

―

―

―

Gd

―

―

―

―

Tb

4.7×10

4.5×10―

4.1×10Tb

4.7×10

4.5×10―

4.1×10-5

Dy

1.0×10-4――

2.3×10-4

Dy

1.0×10-4――

2.3×10-4

Ho

1.0×10-4

8.0×10-5―

9.0×10-5

Ho

1.0×10-4

8.0×10-5―

9.0×10-5

Yb

2.0×10-4

1.0×10-4―

1.4×10-4

Yb

2.0×10-4

1.0×10-4―

1.4×10-4

Lu

8.0×10-5

2.0×10-5―

2.7×10-5

Lu

8.0×10-5

2.0×10-5―

2.7×10-5

Hf

2.0×10-4

2.1×10-5―

2.2×10-4

Hf

2.0×10-4

2.1×10-5―

2.2×10-4

Ta―

1.3×10-5―

4.4×10-5Ta―

1.3×10-5―

4.4×10-5W

1.9×10-2

5.5×10-4―

1.4×10-4

W

1.9×10-2

5.5×10-4―

1.4×10-4

Au

―

―

―

―

Au

―

―

―

―

Hg

―

―

―

―

Hg

―

―

―

―

Tl

―

―

―

Tl

―

―

―

-5

-5

―

-5

-5

-5

―

Pb

6.7×108.2×10―

6.1×10Pb

6.7×108.2×10―

6.1×10-3

Bi

―

―

―

―

Bi

―

―

―

―

Th

―

―

―

―

Th

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

-3

U
―
＊１ JIS G 4304 (2012)及び文献７から引用＊２ JIS G 3101 (2010)及び文献７から引用＊３ JIS H 4000 (2014)から引用＊４ 文献６及び文献７から引用

-2

-3

-3

U
―
＊１ JIS G 4304 (2012)及び文献(7)から引用＊２ JIS G 3101 (2010)及び文献(7)から引用＊３ 銅については銅単体（微量元素なし）とした＊４ 文献(6)及び文献(7)から引用

５－５

-2

TCA：アルミニウム
FCA：銅ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考
に伴う変更

表４－３ 放射化汚染物質の推定放射能量（原子炉停止後約６年経過時）

表５－３ 放射化汚染物質の推定放射能量（原子炉停止後約８年経過時）（単位：Bq）（単位：Bq）

核種

水位微調整ピ 運転水位制限ス
炉心ストン、オーバ イッチ、実験制
タンク
御棒装置
ーフロータンク（SUS304）（SS400）（SUS304）

H-3

5.2×103

1.0×104

9.5×103

2.5×104

C-14

2.9×103

5.7×103

4.2×102

9.0×103H-3

3.2×106

3.3×104

1.5×105

1.1×108

1.5×106

1.1×108

Cl-36

6.1×101

1.2×102

2.7×101

2.1×102C-14

2.1×106

1.7×103

9.5×104

1.4×105

1.7×105

2.5×106

Ca-41

5.2×10-1

1.0×100

3.0×10-1

1.8×100

Cl-36

4.2×104

1.1×102

2.0×103

6.2×103

6.7×103

5.7×104Sc-46

8.1×10-7

1.6×10-6

4.9×10-6

7.3×10-6

Ca-41

3.7×1021.2×100

1.7×101

1.8×105

6.9×101

1.8×105

Mn-54

1.6×102

2.7×102

1.5×102

5.8×102Sc-46

3.0×10-6

7.5×10-8

9.5×10-8

9.2×10-5

3.3×10-6

9.8×10-5

Fe-55

9.5×105

1.9×106

1.1×106

3.9×106

Mn-54

1.1×105

4.3×101

5.1×102

2.7×100

7.0×102

1.1×105

Fe-59

2.4×10-10

4.7×10-10

2.7×10-10

9.8×10-10

Fe-55

3.1×108

1.9×106

1.4×107

1.3×106

9.6×107

4.2×108

Co-58

2.8×10-5

4.7×10-5

1.2×10-6

7.7×10-5

Fe-59

4.9×10-12

2.8×10-14

2.1×10-13

1.9×10-14

1.5×10-12

6.6×10-12Co-60

1.5×106

3.0×106

1.1×105

4.7×106

Co-58

1.6×10-4

3.0×10-9

7.9×10-7

8.9×10-11

3.9×10-7

1.6×10-4

Ni-59

2.1×104

4.1×104

1.0×103

6.3×104Co-60

8.9×108

2.9×105

3.5×107

1.1×106

5.1×107

9.8×108

Ni-63

2.0×106

4.0×106

9.9×104

6.1×106

Ni-59

1.5×107

4.1×103

6.8×105

1.2×103

9.0×105

1.6×107

Zn-65

1.3×101

2.5×101

2.2×100

4.0×101

Ni-63

1.4×109

4.0×105

6.5×107

1.1×105

8.6×107

1.6×109

Sr-90

3.1×10-6

4.2×10-6

1.7×10-6

9.0×10-6

Zn-65

1.3×103

1.1×100

5.3×101

4.0×101

1.1×102

1.5×103

Nb-94

1.7×101

3.3×101

2.8×100

5.3×101

Sr-90

7.9×10-3

2.4×10-6

3.8×10-5

9.6×10-5

4.3×10-5

8.0×10-3

Nb-95

3.7×10-10

7.3×10-10

3.0×10-10

1.4×10-9

Nb-94

2.9×104

1.6×101

8.1×102

1.8×102

1.9×103

3.2×104

Tc-99

1.7×100

3.4×100

2.9×100

8.0×100

Nb-95

4.1×10-10

1.1×10-12

1.2×10-11

3.5×10-10

7.4×10-11

8.5×10-10

Ru-106

4.9×10-21

2.2×10-20

8.7×10-21

3.5×10-20

Tc-99

9.2×103

3.5×101

1.7×102

3.1×100

2.6×103

1.2×104

Ag-108m

2.2×100

4.4×100

1.8×100

8.4×100

Ru-1066.4×10-17

1.2×10-21

1.8×10-20

1.5×10-10

2.7×10-20

1.5×10-10

Ag-110m

2.4×10-1

4.8×10-1

1.9×10-1

9.0×10-1

Ag-108m

2.2×103

7.9×100

8.2×101

3.9×101

4.6×1022.8×103

Sb-124

8.4×10-9

1.7×10-8

6.1×10-9

3.2×10-8

Ag-110m

5.5×101

1.5×10-1

1.5×100

7.7×10-1

9.7×100

6.7×101

Te-123m

1.1×10-13

7.2×10-13

2.6×10-13

1.1×10-12

Sb-124

1.1×10-8

2.2×10-11

2.5×10-10

1.9×10-10

1.6×10-9

1.3×10-8

I-129

7.0×10-12

1.1×10-11

2.9×10-12

2.1×10-11

Te-123m

4.2×10-10

3.2×10-14

3.4×10-13

5.8×10-13

4.6×10-12

4.2×10-10

Cs-134

2.4×101

4.8×101

1.3×101

8.5×101

I-129

2.4×10-8

4.6×10-12

1.1×10-10

1.4×10-10

9.7×10-11

2.5×10-8

Cs-1374.9×10-3

7.4×10-3

1.6×10-3

1.4×10-2

Cs-134

1.7×104

3.1×101

4.8×102

1.0×104

2.2×103

3.0×104

Ba-133

1.4×102

2.7×102

5.9×101

4.6×102

Cs-137

1.5×101

2.3×10-3

6.7×10-2

4.0×10-2

5.4×10-2

1.5×101

Eu-152

1.4×103

2.8×103

1.7×103

6.0×103

Ba-133

1.2×105

2.2×1024.2×103

3.8×104

1.5×104

1.8×105

Eu-154

6.2×101

1.2×102

7.6×101

2.6×102

Eu-152

9.4×105

6.3×103

4.2×104

5.4×106

3.1×105

6.7×106

Tb-160

1.8×10-7

3.6×10-7

1.4×10-7

6.8×10-7

Eu-154

5.5×104

2.8×102

1.9×103

2.5×105

1.5×104

3.2×105

Ta-182

4.6×10-10

6.5×10-10

7.8×10-5

7.8×10-5

Tb-1607.2×10-7

1.6×10-9

1.7×10-8

7.2×10-8

1.1×10-7

9.1×10-7

合計

4.5×106

8.9×106

1.3×106

1.5×107

Ta-182

1.1×10-7

1.1×10-5

5.3×10-10

2.0×10-3

6.5×10-4

2.7×10-3

合計

2.6×109

2.7×106

1.2×108

1.1×108

2.4×108

3.1×109

合計

核種

１／２格子
管集合体、
炉心物質装
填用引出し
（SUS304）

制御安全棒
駆動機構
（SS400）

クレーン（炉室）（SUS304）

１次容器
（コンクリ
ート）

その他

合計

５－６

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表４－４ 放射化汚染物質の推定放射能量（原子炉停止後約 10 年経過時）

表５－４ 放射化汚染物質の推定放射能量（原子炉停止後約 12 年経過時）

備 考（単位：Bq）

核種

炉心タンク（SUS304）

水位微調整ピ
ストン、オー
バーフロータンク（SUS304）

運転水位制限スイッチ、実験制御棒装置（SS400）

合計

H-3

4.2×1038.2×103

7.6×103

C-14

2.9×103

5.7×103Cl-36

6.1×101

Ca-41（単位：Bq）

核種

1/2 格子管集
合体、炉心
物質装填用
引出し
（SUS304）

制御安全棒
駆動機構
（SS400）

クレーン（炉室）（SUS304）

１次容器
（コンクリ
ート）

その他

合計

2.0×104

H-3

2.6×106

2.6×104

1.2×105

8.5×107

1.2×106

8.9×107

4.2×102

9.0×103

C-14

2.1×106

1.7×103

9.4×104

1.4×105

1.7×105

2.5×106

1.2×102

2.7×101

2.1×102Cl-36

4.2×104

1.1×102

2.0×103

6.2×103

6.7×103

5.7×104

5.2×10-1

1.0×100

3.0×10-1

1.8×100

Ca-41

3.7×1021.2×100

1.7×101

1.8×105

6.9×101

1.8×105

Sc-46

4.6×10-12

8.8×10-12

2.8×10-11

4.1×10-11

Sc-46

1.7×10-11

4.3×10-13

5.4×10-13

5.2×10-10

1.8×10-11

5.5×10-10

Mn-54

6.3×100

1.1×101

5.9×100

2.3×101

Mn-54

4.1×103

1.7×100

2.0×101

1.1×10-1

2.7×101

4.2×103

Fe-55

3.5×105

6.8×105

3.9×105

1.4×106

Fe-55

1.1×1087.0×105

5.1×106

4.7×105

3.5×107

1.5×108Fe-59

3.1×10-20

6.2×10-20

3.5×10-20

1.3×10-19

Fe-59

0.0×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

Co-58

1.7×10-11

2.9×10-11

7.4×10-13

4.8×10-11

Co-58

1.0×10-10

1.9×10-15

4.9×10-13

5.5×10-17

2.4×10-13

1.0×10-10Co-60

9.1×105

1.8×106

6.2×104

2.8×106

Co-60

5.2×108

1.7×105

2.1×107

6.8×105

3.0×107

5.8×108

Ni-59

2.1×104

4.1×104

1.0×103

6.3×104

Ni-59

1.5×107

4.1×103

6.8×105

1.2×103

9.0×105

1.6×107

Ni-63

2.0×106

3.8×106

9.7×104

5.9×106

Ni-63

1.4×109

3.8×105

6.4×107

1.1×105

8.4×107

1.5×109

Zn-65

2.0×10-1

3.9×10-1

3.5×10-2

6.3×10-1

Zn-65

2.1×101

1.8×10-2

8.3×10-1

6.3×10-1

1.7×100

2.4×101

Sr-90

2.8×10-6

3.8×10-6

1.5×10-6

8.2×10-6

Sr-90

7.1×10-3

2.1×10-6

3.5×10-5

8.7×10-5

3.9×10-5

7.3×10-3

Nb-94

1.7×101

3.3×101

2.8×100

5.3×101

Nb-94

2.9×104

1.6×101

8.1×102

1.8×102

1.9×103

3.2×104

Nb-95

5.2×10-19

1.0×10-18

4.2×10-19

2.0×10-18

Nb-95

6.0×10-19

0.0×100

0.0×100

5.1×10-19

0.0×100

1.1×10-18

Tc-99

1.7×100

3.4×100

2.9×100

8.0×100

Tc-99

9.2×103

3.5×101

1.7×102

3.1×100

2.6×103

1.2×104

Ru-106

3.2×10-22

1.4×10-21

5.7×10-22

2.3×10-21

Ru-106

4.2×10-18

0.0×100

0.0×100

9.6×10-12

0.0×100

9.6×10-12

Ag-108m

2.2×100

4.4×100

1.7×100

8.3×100

Ag-108m

2.2×103

7.9×100

8.2×101

3.8×101

4.5×1022.8×103

Ag-110m

4.1×10-3

8.2×10-3

3.3×10-3

1.6×10-2

Ag-110m

9.6×10-1

2.6×10-3

2.7×10-2

1.3×10-2

1.7×10-1

1.2×100

Sb-1244.2×10-16

8.4×10-16

3.0×10-16

1.6×10-15

Sb-124

5.6×10-16

1.1×10-18

1.3×10-17

9.3×10-18

8.1×10-17

6.6×10-16

Te-123m

2.2×10-17

1.5×10-16

5.3×10-17

2.2×10-16

Te-123m

8.5×10-14

6.5×10-18

7.0×10-17

1.2×10-16

9.4×10-16

8.6×10-14

I-129

7.0×10-12

1.1×10-11

2.9×10-12

2.1×10-11

I-129

2.4×10-8

4.6×10-12

1.1×10-10

1.4×10-10

9.7×10-11

2.5×10-8

Cs-134

6.3×100

1.3×101

3.3×100

2.2×101

Cs-134

4.4×1038.1×100

1.2×102

2.7×103

5.8×102

7.8×103

Cs-1374.5×10-3

6.7×10-3

1.5×10-3

1.3×10-2

Cs-137

1.3×101

2.1×10-3

6.1×10-2

3.7×10-2

4.9×10-2

1.3×101

Ba-133

1.0×1022.1×102

4.5×101

3.6×102

Ba-133

9.1×104

1.7×102

3.3×103

2.9×104

1.2×104

1.3×105

Eu-152

1.2×103

2.3×103

1.4×103

4.9×103

Eu-152

7.6×105

5.1×103

3.4×104

4.4×106

2.5×105

5.5×106

Eu-1544.5×101

8.9×101

5.5×101

1.9×102

Eu-154

4.0×104

2.1×102

1.4×103

1.8×105

1.1×104

2.3×105

Tb-160

1.5×10-13

3.0×10-13

1.1×10-13

5.6×10-13

Tb-160

5.9×10-13

1.3×10-15

1.4×10-14

5.9×10-14

8.9×10-14

7.5×10-13

Ta-182

2.9×10-11

4.4×10-11

1.1×10-8

1.1×10-8

Ta-182

8.6×10-8

1.7×10-9

4.3×10-10

2.9×10-7

9.6×10-8

4.8×10-7

合計

3.2×106

6.4×106

5.5×105

1.0×107

合計

2.0×109

1.3×106

9.0×107

9.1×107

1.5×108

2.4×109

５－７

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

表４－５ 二次汚染物質の推定放射能量

表５－５ 二次汚染物質の推定放射能量

備 考対象施設・設備

汚染面積
（cm2）

表面密度
（Bq/cm2）

二次汚染物質の放射能量（Bq）

対象施設・設備

汚染面積
（cm2）

表面密度＊１（Bq/cm2）

二次汚染物質の放射能量
（Bq）

炉心タンク

1.5×105

0.4

6.0×104

炉心物質装填用引出し

4.2×106

0.04/0.4

1.9×106

ダンプタンク

2.1×105

0.4

8.4×104

燃料装填用デスク6.1×104

0.04/0.4

2.7×104

純水装置（脱塩器）

3.7×104

0.4

1.5×104

Pu 燃料取扱・装填用フード

3.1×105

0.04/0.4

1.3×105

廃水タンク

4.5×105

0.4

1.8×105

作業台

6.2×104

0.04/0.4

2.7×104

廃水ピット

2.8×105

0.4

1.1×105１／２格子管集合体

1.3×1070.04/0.4

5.9×106

配管等

4.0×105

0.4

1.6×105

格子管集合体冷却設備

6.6×105

0.04/0.4

2.9×105

6.1×105

燃料移送設備

4.1×105

0.04/0.4

1.8×105

燃料貯蔵庫等7.5×106

0.04/0.4

3.3×106

合計

合計注） 二次汚染物質の評価に当たっては、測定時の検出限界値を表面密度として用いた。

1.2×107＊１ 二次汚染物質の評価に当たっては、測定時の検出限界値（アルファ線を放出する放射性物質 0.04Bq/cm2、アルファ線を放出しない放射性物質 0.4Bq/cm2）を表面密度として用いた。

５－８

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

図４－１ 放射化汚染物質の評価手順

図５－１ 放射化汚染物質の評価手順

５－９

備 考

ＦＣＡ（高速炉臨界実験装置）施設に係る廃止措置計画
添付書類六（性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書）
添付書類七（廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書）
添付書類八（廃止措置の実施体制に関する説明書）
添付書類九（品質保証計画に関する説明書）
説明資料

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

添付書類五

添付書類六

性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき 性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書
期間に関する説明書
１．性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間
廃止措置期間中に性能を維持すべき施設・設備については、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとする。
施設区分毎の維持管理は、以下のように実施する。また、廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及びその性能並びにその性能を維持すべき期間は、本文 表７－１に示すとおりである。
原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物の廃棄施設の放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置中維持管理し、ＴＣＡ施設の廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理する。

１．性能維持施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間
廃止措置期間中に性能を維持すべき施設・設備については、原子炉施設外への放射性物質の放出抑制、放射性廃棄物の処理処分及び放射線業務従事者が受ける放射線被ばくの低減といった観点から決定し、保安規定に基づき、廃止措置の各過程に応じて要求される性能を維持することとする。
施設区分毎の維持管理は、以下のように実施する。また、廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及びその性能並びにその性能を維持すべき期間は、本文 表７－１に示すとおりである。
原子力科学研究所の原子炉施設の共通施設である放射性廃棄物処理場、並びに放射線管理施設の屋外管理用の主要な設備のうちモニタリングポスト、モニタリングステーション装置、中央監視装置及び環境放射線観測車は、廃止措置期間中維持管理し、ＦＣＡ施設の廃止措置終了後も他の原子炉施設の共通施設として維持管理する。

1.1 原子炉本体
原子炉本体は、炉心から全ての燃料が取り出し済みであり、軽水も排水状態であるため、維持すべき施設・設備に該当しない。

1.1 原子炉本体
原子炉本体は、炉心から全ての使用済燃料が取出し済みであるため、維持すべき施設・設備に該当しない。

1.2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設は、未臨界を維持し燃料を安全に貯蔵するために必要である。したがって、本文 表７－１に示すとおり、燃料貯蔵室及び燃料要素格納容器の維持管理を行う。

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

1.3 原子炉冷却系統施設
原子炉冷却系統施設は、廃止措置期間中に軽水による冷却や遮蔽機能を必要としないため、維持すべき施設・設備に該当しない。

1.3 原子炉冷却系統施設
原子炉冷却系統施設は、廃止措置期間中に空冷を必要としないため、維持すべき施設・設備に該当しない。

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

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

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

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

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

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

６－１

備 考

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

1.7 その他の附属施設
1.7 その他の附属施設
1.1～1.6 以外で、廃止措置期間中の施設の維持に必要なその他の附属施設（消火設備、照明設備）について
1.1～1.6 以外で、廃止措置期間中の施設の維持に必要なその他の附属施設（照明設備、消火設備）について
も、保安規定等に基づき本文 表７－１に示す期間、適切に維持管理を行う。
も、保安規定等に基づき本文 表７－１に示す期間、適切に維持管理を行う。
1.8 検査・校正
廃止措置期間中に性能を維持すべき設備及び廃止措置に伴い保安のために講じる措置に用いる設備は、安全確保上必要な機能及び性能を必要な期間維持できるよう適切な頻度で検査・校正を行う。

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

1.9 その他の安全対策

1.9 その他の安全対策

1.9.1 管理区域の管理
管理区域は、汚染の除去が終了し管理区域を解除するまでの間、保安規定に基づく管理として区画、標識の設置、出入管理等を行う。

1.9.1 管理区域の管理
管理区域は、汚染の除去が終了し管理区域を解除するまでの間、保安規定に基づく管理として区画、標識の設置、出入管理等を行う。

1.9.2 周辺環境に放出される放射性物質の管理
解体撤去中の原子炉施設から周辺環境に放出される放射性物質は、従来と同様に保安規定に基づく管理を行う。保安規定に基づく管理として、放射性気体廃棄物については、気体廃棄物の廃棄設備運転中連続して放射性物質の濃度測定を行い、放射性液体廃棄物についても、放出の都度、放射性物質の濃度測定を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近の空気吸収線量率の測定を行う。

1.9.2 周辺環境に放出される放射性物質の管理
解体撤去中の原子炉施設から周辺環境に放出される放射性物質は、従来と同様に保安規定に基づく管理を行う。保安規定に基づく管理として、放射性気体廃棄物については、気体廃棄物の廃棄設備運転中連続して放射性物質の濃度測定を行い、放射性液体廃棄物についても、放出の都度、放射性物質の濃度測定を行う。また、定期的に周辺監視区域の境界付近の空気吸収線量率の測定を行う。

1.9.3 核物質防護
ＴＣＡ施設の燃料は、燃料貯蔵室の燃料要素格納容器に貯蔵中であるため、出入管理等、必要な核物質防護措置を行う。

1.9.3 核物質防護
ＦＣＡ施設の使用済燃料は、燃料貯蔵庫の燃料貯蔵棚又は濃縮ウラン収納容器に貯蔵中であるため、出入管理等、必要な核物質防護措置を行う。

1.9.4 火災の防護設備の維持管理
保安規定等に基づき、消火器、自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行う。

1.9.4 臨界管理
廃止措置期間中に貯蔵を継続する使用済燃料は、他施設に引き渡すまでの期間、その全量をＦＣＡ施設の核燃料物質の貯蔵施設において貯蔵し、施設の運転段階と同様に保安規定に基づく臨界管理（形状寸法管理及び質量管理）を継続する。なお、臨界管理を含めた燃料搬出の詳細については、使用済燃料の引渡しを行う第２段階の前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

臨界管理に関する記載を追加

1.9.5 危険物（金属ナトリウム）の管理
廃止措置期間中に保管を継続するステンレス被覆ナトリウムは、搬出するまでの期間、禁水管理する炉室内の専用鋼製キャビネットにおいて保管し、施設の運転段階と同様に保安規定等に基づく管理を継続する。なお、工事期間中又は搬出時のナトリウム管理方法については、第１段階に係る炉室内設備の解体撤去工事に着
手する前又は搬出する前に、本廃止措置計画の変更認可申請を行うことにより示すこととする。

ナトリウムに関する記載を追加

1.9.6 火災の防護設備の維持管理
保安規定等に基づき、消火器、自動火災報知設備等の火災の防護設備の維持管理を行う。

６－２

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

備 考

添付書類六

添付書類七

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達計画に関する説明書

１．廃止措置に要する費用
廃止措置に要する費用の見積り額は、表６－１に示すとおり約 4.7 億円である。

１．廃止措置に要する費用
廃止措置に要する費用の見積り額は、表７－１に示すとおり約 19 億円である。

２．資金調達計画
一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画である。

２．資金調達計画
一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金により充当する計画である。

表６－１ 廃止措置に要する費用の見積り額

表７－１ 廃止措置に要する費用の見積り額

単位：億円

単位：億円

施設解体費

廃棄物処理処分費

合計※

施設解体費

廃棄物処理処分費

合計※

約2.0

約2.8

約4.7

約5.7

約13

約19

※ 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一致しない場合がある。

※ 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一致しない場合がある。

７－１

ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

添付書類七

添付書類八

廃止措置の実施体制に関する説明書

廃止措置の実施体制に関する説明書

１．廃止措置の実施体制
廃止措置においては、原子力科学研究所原子炉施設設置変更許可申請書及び保安規定に記載された体制の下で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」という。
）の選任及びその選任の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において明確にし、廃止措置施設保安主務者に廃止措置の保安の監督にあたらせる。

１．廃止措置の実施体制
廃止措置においては、原子力科学研究所原子炉施設設置変更許可申請書及び保安規定に記載された体制の下で実施し、保安規定に廃止措置の業務に係る各職位の職務内容を明確にする。また、廃止措置の実施に当たり、その監督を行う者（以下「廃止措置施設保安主務者」という。
）の選任及びその選任の基本方針に関する事項並びにその職務を保安規定において明確にし、廃止措置施設保安主務者を廃止措置の保安の監督にあたらせる。

２．廃止措置を適切に実施するために必要な情報の保持
原子力科学研究所は、旧日本原子力研究所東海研究所発足以来、ＪＲＲ－１、ＪＲＲ－２、ＪＲＲ－３、Ｊ
ＲＲ－４、ＦＣＡ、ＴＣＡ、ＶＨＴＲＣ、ＪＰＤＲ、ＮＳＲＲ、ＳＴＡＣＹ、ＴＲＡＣＹ等の原子炉施設の設計及び工事の経験と 50 年以上の運転経験を有している。今後も運転、保守を継続及び廃止措置を実施することにより、さらに多くの保守管理、設備改造、保安管理、放射線管理等の経験、実績を有することとなる。また、運転の状況、汚染分布等の情報についても試験研究用等原子炉施設の許可の中で維持されるとともに、廃止措置先行施設の情報を取り入れ、参考になる部分を廃止措置に反映させる。

２．廃止措置を適切に実施するために必要な情報の保持
原子力科学研究所は、旧日本原子力研究所東海研究所発足以来、ＪＲＲ－１、ＪＲＲ－２、ＪＲＲ－３、Ｊ
ＲＲ－４、ＦＣＡ、ＴＣＡ、ＶＨＴＲＣ、ＪＰＤＲ、ＮＳＲＲ、ＳＴＡＣＹ、ＴＲＡＣＹ等の原子炉施設の設計及び工事の経験と 60 年以上の運転経験を有している。今後も運転、保守を継続及び廃止措置を実施することにより、さらに多くの保守管理、設備改造、保安管理、放射線管理等の経験及び実績を有することとなる。
また、運転の状況、汚染分布等の情報についても試験研究用等原子炉施設の許可の中で維持されるとともに、廃止措置先行施設の情報を取り入れ、参考になる部分を廃止措置に反映させる。

３．技術者の確保
令和２年 4 月 1 日現在における原子力科学研究所の技術者の数は 298 名であり、このうち、廃止措置の監督を行う廃止措置施設保安主務者の選任要件である原子炉主任技術者の有資格者は 15 名、第１種放射線取扱主任者の有資格者は 91 名、核燃料取扱主任者の有資格者は 29 名、技術士（原子力・放射線部門）の有資格者は10 名である。今後も廃止措置を適切に実施し、安全の確保を図るために必要な技術者及び有資格者を確保していく。

３．技術者の確保
令和２年４月１日現在における原子力科学研究所の技術者の数は 298 名であり、このうち、廃止措置の監督を行う廃止措置施設保安主務者の選任要件である原子炉主任技術者の有資格者は 15 名、第１種放射線取扱主任者の有資格者は 91 名、核燃料取扱主任者の有資格者は 29 名、技術士（原子力・放射線部門）の有資格者は10 名である。今後も廃止措置を適切に実施し、安全の確保を図るために必要な技術者及び有資格者を確保していく。

４．技術者に対する教育・訓練
廃止措置に係る業務に従事する技術者に対しては、保安規定に基づき、対象者、教育内容、教育時間等の実施計画を立てて、教育を実施する。

４．技術者に対する教育・訓練
廃止措置に係る業務に従事する技術者に対しては、保安規定に基づき、対象者、教育内容、教育時間等の実施計画を立てて、教育を実施する。

８－１

備 考

記載の適正化ＴＣＡ廃止措置計画（補正）※補正箇所は灰色

ＦＣＡ廃止措置計画

添付書類八

添付書類九

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

廃止措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

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

１．廃止措置に係る品質マネジメントシステム
廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、本文「十二 廃止措置に係るマネジメントシステム」を踏まえ、原子炉等規制法第 35 条第１項並びに「試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則」（昭和 32 年総理府令第 83 号）第６条の３及び第 15 条第２項に基づき、保安規定において、理事長をトッ
プマネジメントとする品質マネジメント計画を定め、保安規定及び品質マネジメント計画書並びにその関連文書により廃止措置に関する保安活動の計画、実施、評価及び改善の一連のプロセスを明確にし、これらを効果的に運用することにより、原子力安全の達成・維持・向上を図る。
また、廃止措置期間中における品質マネジメント活動は、廃止措置における安全の重要性に応じた管理を実施する。
本文「六 性能維持施設」に示す廃止措置期間中の性能維持施設その他の設備の保守等の廃止措置に係る業
務は、この品質マネジメント計画の下で実施する。

９－１

備 考