高レベル放射性物質研究施設（CPF）の核燃料物質使用変更許可申請について
令和3年10月18日
国立研究開発法人

日本原子力研究開発機構

核燃料サイクル工学研究所
環境技術開発センター

各階の主な設備
３Ｆ：メンテナンスエリア（クレーン30ｔ／5ｔ）
２Ｆ：試験エリア（グローブボックス，フード）１Ｆ：試験エリア（コンクリート遮蔽セル）
ＢＦ：排風機／貯槽エリア（排気ブロワ、フィルタ、貯槽等）

フード

コンクリート遮蔽セル

グローブボックス

2(1) 高速増殖炉燃料の再処理技術に関する研究①高速実験炉「常陽」照射済燃料等を用いた湿式ホット基礎試験

遠心抽出器による抽出試験②酸化物の未照射燃料を用いた乾式ホット基礎試験(2) 高レベル放射性廃液の処理・処分技術に関する研究①TRP実高レベル廃液を用いたガラス固化に関するホット基礎試験

ガラス流下試験(3) 核燃料サイクル技術に関連する基礎研究①原子力災害の収束（汚染水処理等）に関する基礎試験、及び核種分析等

汚染水処理二次廃棄物の分析

3

１. 本申請の背景• 最新の「東京電力(株)福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」では、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所（以下「1F」という。）の1F燃料デブリ取り出し及び分析が計画されている。
• 取り出された試料は、1F燃料デブリを取り扱うための使用許可を取得した施設*1 の中から、サンプルや分析目的に適した施設に依頼することとなっている*2。
• 高レベル放射性物質研究施設（以下「CPF」という。）では、少量の1F燃料デブリの分析を行うために必要な変更許可申請を実施する。
• その他、本件に併せて記載の適正化に関する申請を実施する。
*1

大洗研究所(FMF；外観観察、ガンマスキャン、重量測定等 AGF；質量分析、放射線計測、元素分析)
バックエンド研究施設（BECKY；元素分析、質量分析、放射線測定）
NFDホットラボ施設(非破壊検査[重量、外観、線量]、走査型電子顕微鏡観察等）*2 福島第一原子力発電所で取得した原子炉格納容器内で採取した堆積物等の構外分析について, 東京電力ホールディン
グス株式会社(2019）

4

１.1

CPFにおける1F燃料デブリの分析項目

CPFにおける1F燃料デブリの分析計画は、国の廃炉・汚染水対策事業で進められているプロジェクトに対応しており、以下のとおりである。
区分「少量燃料デブリ」の分析（UやPuの割合が高い可能性があるもの）

輸送分類

A型輸送

質量数 g 程度

(１回あたりの輸送量）
分析項目

元素分析、結晶構造分析、放射線測定等＊（例：元素分析に必要な量0.05g）＊既許可範囲内の分析を行う。

5

２. 1F燃料デブリ分析の追加に伴う変更内容

本文• 使用の目的に1F燃料デブリ分析に関する事項を追加• 使用の方法に1F燃料デブリ分析に係る具体的な手順を記載• 貯蔵施設の位置、構造及び設備に除染室内貯蔵施設を追加

添付
書類1• 1F燃料デブリ分析に係る具体的な安全対策を記載

添付
書類2• 変更なし6

２.１

1F燃料デブリ分析の安全設計基本方針【前提条件】①

1F燃料の情報から想定される、厳しい線源条件で被ばく評価を行う。

③

放射線分解による水素発生を考慮する。

②

金属等の化学的活性を持つ物質が含まれる可能性を考慮する。

【基本方針】• 全ての作業において、作業員の内部被ばくのリスクが十分小さいこと、遮蔽が十分であること。（作業員被ばく）• 1F燃料デブリの取扱いにおいて、気密性が維持されていること。(閉じ込め)• 全ての作業において臨界に達することがないこと。（臨界）• 化学的活性を持つ試料の取り扱いで、火災による延焼がないこと。（火災）• セル及びグローブボックスでの取り扱いにおける水素ガスの発生に対して、爆発が生じないこと。（爆発）• 事故の発生において、放射線被ばくのリスクが小さいこと。（公衆被ばく）• 自然災害を含む外的事象の発生において、公衆に過度の放射線被ばくを及ぼさないこと。（公衆被ばく）

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２.２

CPFにおける1F燃料デブリ分析フロー（概要）福島第一原子力発電所等
高レベル放射性物質研究施設（CPF）

除染室内貯蔵施設

セル・グローブボックス等

分析に供したもの

貯蔵室
廃棄

除染室内貯蔵施設

福島第一原子力発電所等
詳細は別紙「CPFにおける1F燃料デブリの分析フロー（詳細）」参照

8

３. 被ばく評価
３.１ 除染室内貯蔵施設の遮蔽評価(1) 計算条件• 初期燃料組成、断面積ライブラリ、燃焼度をパラメータとして、冷却期間を踏まえて計算を行い線源条件を決定した。
• 除染室内貯蔵施設の位置と外観を図３-１に示す。
• 除染室内貯蔵施設と遮蔽体の配置（図3-2）から評価点での線量当量率が最も高くなる条件で評価した。
• 放射線遮蔽材は、セルの構造材（普通コンクリート、鉛ガラス、鉛、鉄）とした（表3-1）。
 γ 線 の ス ペ ク ト ル は 「 ORIGEN2.2 」 を 使 用 し 、 中 性 子 線 の ス ペ ク ト ル は「ORIGEN-S」を使用した。
 γ線の評価は、点減衰核法を用いた遮蔽計算コード「QAD-CGGP2R」で行った。
 中性子線の評価は、一次元輸送法を用いた遮蔽計算コード「ANISN」で行った。
 γ線強度から線量当量率へのエネルギーごとの変換係数は添付書類１の表２.６、中性子線の変換係数は添付書類１の表２.７に示すものを用いた。
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1200

A矢視500

図３-１

除染室内貯蔵施設の位置と外観
10

(2階)

(1階)

(地下)

(断面図)

図３-２

計算モデル(除染室内貯蔵施設)

11

表３-1 遮蔽能力評価の条件

添付書類1の表2.9より抜粋

12

３.１

除染室内貯蔵施設の遮蔽（続き）(2) 評価結果• MOX燃料よりもUO2燃料が最も厳しい評価結果となった。
• UO2燃料で評価した結果、全ての線量率評価点において、設計基準線量当量率を超えない（表3-2）。
表３-2

各評価位置における線量当量率

13

３.２

放射線業務従事者の外部被ばく評価

本施設の外部被ばく対策は、セル、貯槽室、その他の設備の側壁、窓、天井、床等の放射線業務従事者等の近づく側の線量当量率をあらかじめ決められた設計基準線量当量率以下にすることは当然ながら、さらに、個人線量計の着用や核燃料物質使用計画の作成等により、申請書に記載された最大の量の核燃料物質を使用する場合において、作業者の外部被ばく線量を1mSv/週、50mSv/年及び100mSv/5年以下となるよう管理する。
放射線業務従事者の線量評価は、表3-3に示すCPFの使用の目的、使用の方法、主な作業内容を考慮して、同一人物が表3-4に示す既許可の当該管理区域内作業を実施した場合を評価したものであるが、実際にはALARA（As Low As Reasonably Achievable）の原則に則り、作業時間、人員配置の適正化を図り被ばく量低減に努める。
放射線業務従事者の線量評価の実施結果は、使用変更許可申請書の添付書類１の第２項「遮蔽」に関する安全性評価結果として、「4.7 放射線業務従事者の外部被ばく対策のまとめ」に記載した。
14

表3-3

CPFの使用の目的、使用の方法、主な作業内容

使用の目的

使用の方法

主な作業内容新型炉燃料の再処理技術に関する研究

高速実験炉「常陽」の炉心燃料等を用い、燃料ピンのせん断、溶解、分離等の湿式再処理試験、基礎化学試験及び付帯する分析を行う。

・セル作業（A系列）
・脱硝転換作業・物品搬入設備の作業

高レベル放射性廃液の処理・処分技術に関する研究

高レベル放射性廃液のガラス固化試験、固化体の貯蔵試験、物性試験及び付帯する分析を行う。

・セル作業（B系列）
・物性評価セル及びグローブボックス作業

核燃料サイクル技術に関連する基礎研究①材料に関する基礎試験、分析溶解液、高レベル放射性廃液等を使用して、材料の腐食試験を行う。また、腐食試験に用いた試料及び他施設で汚染された試料を使用して、評価試験、分析を行う。

・GA-9グローブボックス作業（最大取扱放射能相当の線源の取扱い）
・その他のグローブボックス作業②有用金属の回収技術に関する基礎試験、分析
高レベル放射性廃液から有用金属を回収する技術に関する基礎試験、分析を行う。
③施設内機器を用いた基礎試験、分析
上記①、②のほか、本施設の設備を利用し、核燃料サイクル技術に関連する技術及び原子力災害の収束に関する基礎試験、分析を行う。

15表3-4

既許可の管理区域内作業と線量率、作業時間

既許可の管理区域内作業

作業内容

線量率

作業時間

各作業におけるグローブボックス表面の線量率は25μSv/hを下回ることから、１週間の最大作業時間数40時間を考慮しても、推定実効線量は1 mSv/週を超えることはない。

グローブボックス
作業

25μSv/h

40h/週

物性評価セル外表面線量当量率は、最大118.9μSv/hである。本設備における作業時間は、年間50~100時間程度である。

物性評価セル118.9μSv/h

100h/年

セル内への物品の搬入及びセル内機器等の搬出時は、 物品搬入設備の作セル内に高線量当量率の分析試料等がないことを確業認した後、天井ポートを開く。また、セル内機器等を搬出する場合は、搬出物の表面線量当量率が200μSv/h以下であることを確認する。本設備における
作業時間は、年間50～100時間程度である。

200μSv/h

100h/年GA-9グローブボックスの最大取扱放射能相当の線源を取り扱う作業におけるグローブボックス外表面線量当量率は、最大61.3 μSv/hである。本設備における作業は、年間100時間程度である。

GA-9グローブボッ
クス作業

61.3μSv/h

100h/年

廃棄物貯蔵庫は、遮蔽窓の表面線量率が11.5 μSv/hであり、放射線業務従事者が年間24日、1日に5時間廃棄物取扱い作業を行う。

廃棄物貯蔵庫作業11.5μSv/h

120h/年

放射線業務従事者がコンテナから10cmの距離で作業するとした場合、その位置での線量率は150μSv/hとなる。年間24日、1日に5時間廃棄物取扱い作業を行う。

廃棄物取扱い作業

150μSv/h

120h/年

16放射線業務従事者の外部被ばく対策のまとめ（添付書類１[2]遮蔽4.7項抜粋）
高レベル放射性物質研究施設における管理区
域内作業は、核燃物質等の使用目的に応じて多種にわたる作業を行う。放射線業務従事者の外部被ばくによる実効線量は、作業内容ごとに年間作業時間と実効線量率を考慮していくつかのモデルケースについて算出する。
算出した放射線業務従事者の外部被ばくによる実効線量を表2.19に示す。
また、個人の作業別の被ばく線量や年度内累計の被ばく線量は、保安規定等に従って個人線量計の着用や核燃料物質使用計画の作成等により実効線量が20mSv/年を超えないように管理することから、線量告示に示す放射線業務従事者の被ばく限度である50 mSv/年及び100mSv/5年を超えることはない。

17３.３

管理区域境界の線量

1F燃料デブリによる管理区域境界の線量への寄与（詳細は、添付書類１[2]遮蔽5.2項を参照）

管理区域境界（K-8）の線量率1.2 mSv/3月は、廃棄物貯蔵庫からの線量率1.7 μSv/hの重畳を考慮して評価している。

CA-1セル120

除染室から最も近い管理区域境界であるトラック
ロックにおける線量率を評価した。最も評価上厳しい条件を選定し、線量率を次のように評価した。
・評価点は、除染室の1F燃料デブリに由来する放射線と廃棄物貯蔵庫の廃棄物缶に由来する放射線が重畳する廃棄物貯蔵庫側壁（評価点番号K-8）とした。
・計算モデルは図3-3に示すとおりとした。
・1F燃料デブリの線源強度は、新旧対照表 添付書類1 表2.9に示すとおりとした。
・廃棄物缶による線量率は、表2.10の評価点番号E1に示すとおり1.7 μSv/hである。
これらの条件を用いて、ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードで計算した管理区域境界における線量率は2.4μSv/hであり、500 h/3月で評価した場合、1.2mSv/3月となり、管理区域の設定基準である1.3mSv/3月を下回る。なお、廃棄物缶（現在の貯蔵本数：277本、貯蔵可能本数：288本）による線量率は実測値で0.5 μSv/h未満であり、実際の管理区域境界の線量率は0.6 mSv/3月となり、 1.2 mSv/3月より低くなる。

K-8
1.7μSv/h
参考「廃棄物貯蔵庫及び廃棄物缶の外観写真」
P20参照

図3-318

既許可

添付書類1より抜粋
19

参考「管理区域境界における線量率の詳細について」

廃棄物貯蔵庫除染室

評価結果

申請書上の値

合計

滞在時間（ｈ/3月）（mSv/3月）（小数点以下第３位を切り上げ）（μSv/h）（μSv/h）（μSv/h）

1.70

0.77

2.47500

1.235

1.24

0.5未満※10.77

1.27

500

0.635

0.64

※1 実測値
小数点以下２桁に修正補正申請案④20

参考「廃棄物貯蔵庫及び廃棄物缶の外観写真」
吊具
現在の貯蔵本数：277本
貯蔵可能本数 ：288本
吊具

セル窓からのピット外観（12列×3行廃棄物缶各8段積み）
21

４. 臨界防止
セル等における試験等の場合の核的制限値は、233U、235UとPuの合計量が220gである。
1F燃料デブリを取り扱う使用場所の核的制限値は、ダブルバッチを考慮してプルトニウムの最小臨界量の0.43倍した値とし、 233U、235UとPuの合計量で220gとする。
1F燃料デブリの最大取扱量は10gであり、核的制限値よりも十分に小さいため臨界に達することはない。また、貯蔵施設における管理も、核的制限値（233U、235UとPuの合計量220g）以下である。

22５. 火災等による損傷の防止（1）金属火災事故防止対策
1F燃料デブリに含まれる金属が、空気中の酸素と反応する可能性がある。想定される含有金属は、鉄、クロム、ニッケル及びジルコニウムであり、これらの元素は、形状が粉体のときに常温で酸素と激しく反応する可能性がある。
CPFにおいて取り扱う1F燃料デブリは少量であるが、化学的活性な金属を含む可能性を考慮し、ガラスや金属等の不燃又は難燃性材料の容器内で取り扱い、万一酸素との反応に起因して発火しても延焼を防ぐような対策を行う。
（2）その他の火災事故防止対策
セル内にはウエス、紙等の可燃物があるが、セル自体は不燃性であり、またセルの内装機器の大部分は不燃性又は難燃性であるので、２次災害を誘発するおそれはない。また、セル内可燃物についてもその量をできるだけ抑え、火災の発生、拡大を防止する。

23

５. 火災等による損傷の防止（続き）（3）水素爆発事故に係る評価
１Ｆ燃料デブリ10gにより水素ガス発生した場合を想定し、取り扱い設備内での水素濃度（最大想定）を評価した。
①デブリ10gがすべて水と仮定した。
②取り扱いを想定しているグローブボックスのうち、体積の最も小さいグローブボックスである「GA-3E」（幅1m×高さ1m×奥行0.68m、容積680 L）を選定した。
③グローブボックス内温度は27℃とした。

発生する水素量は、以下のとおり。
10 𝑔𝑔
L273 + 27 𝐾𝐾
×22.4= 13.675 L ≅ 13.7 [L]×𝑔𝑔
𝐾𝐾mol
273
18𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚

よって、水素濃度（最大想定）は、13.7 [L] / 680 [L] ×100 [%] = 2.0 [%]水素の爆発下限値 4.0 %を下回るため爆発しない。
24

５. 火災等による損傷の防止（続き）（4）アルカリ融解、酸融解での異常反応に係る評価
硝酸に対する難溶性が知られている燃料デブリの分析前処理として、アルカリ融解や酸融解を行う。
アルカリ融解や酸融解では、サンプルに対して一定割合の融剤（ナトリウム塩、カリウム塩等）を加え、電気炉にて600～800 ℃の範囲で一定時間加熱融解し、放冷後、融成物に純水及び硝酸を加えて加熱溶解を行う。
融剤として使用する無機塩は、化学的に安定であり、高温に加熱しても爆発を伴う異常反応は起こらない。
（5）除染室はセル構造を有しており、除染室内の区画した範囲である除染室貯蔵施設も含めて、一般火災の可能性は非常に少ない25

６. 直接線及びスカイシャイン線による環境線量評価
１Ｆ燃料デブリの貯蔵等からの放射線による一般公衆の被ばくは、施設に内蔵されている放射性物質が放出する放射線による被ばくに包含されるため、既許可の環境線量評価結果から変更はない。

【補足】
線源は次の２つを考慮した。
①プルトニウム貯蔵庫群の最大貯蔵能力

・プルトニウム貯蔵庫（貯蔵室）24基「220 g（233U＋235U＋Pu）／基」
・プルトニウム及びその化合物の年間予定使用量は1.99 kgだが保守的にプルトニウム貯蔵庫24基（220 g／基）の合計5.28 kgで評価している。
②B系列セルの１試験最大取扱放射能・１試験の高レベル放射性廃液又はガラス固化体等試料の使用量を1.11 PBq以下

26

7. 閉じ込めの機能
除染室の換気回数は20回／ｈ以上を設定し、負圧は－200 ～－500Pa（－20～－50mmH O ）以内に保つため、除染室内の区画した範囲で あ る 除 染 室 内 貯 蔵 施 設 の 負 圧 も － 200 ～ － 500 Pa （ － 20 ～ －50mmH O ）以内に保たれる。

27

8. 安全上重要な施設の再評価
CPFの事故時評価における敷地境界の公衆の実効線量の評価値は、ソースター
ムとなる核燃料物質の組成の影響が大きい。公衆の過度の放射線被ばくを避けるため、核燃料物質の組成について、次式に従い求めた値(D)が制限値(S)以下となるように管理している。
Ｄ ： D = XPu238×KPu238+ XPu239×KPu239+ XPu240×KPu240+ XPu241×KPu241+ XPu242×KPu242+ XCe144×KCe144+ XAm241×KAm241+ XCm242×KCm242+ XCm244×KCm244
S ： ① 9.2×108 ： 使用済み燃料及び照射済燃料ピンの場合② 1.08×109 ： ①以外（未照射MOXペレット等）の場合

しかし、1F燃料デブリの場合、D値が制限値と比べて５倍ほど高くなる。よって、１Ｆ燃料デブリ1 gをPu 5 gとみなして管理することとする。これにより事故時評価における敷地境界の公衆の実効線量は、既許可の結果から変更はない。
したがって、公衆の実効線量が発生事故あたり5 mSvを超えないため、「安全上重要な施設」に該当しない。

28

9. 使用場所の安全評価
使用場所
CA-3セル
CA-4セル
CA-5セル
分析室
GA-2A,2B

グローブボックス
GA-3A,3B

遮蔽
コンクリート、鉛ガラスによる遮蔽
コンクリート、鉛ガラスによる遮蔽コンクリート、鉛ガラスによる遮蔽なし

火災

爆発

鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ構造・ｾﾙ構造
内部諸設備：不燃／難燃性材料

換気

鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ構造・ｾﾙ構造
内部諸設備：不燃／難燃性材料

換気

鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ構造・ｾﾙ構造
内部諸設備：不燃／難燃性材料

換気

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料
不燃／難燃性材料の容器

換気

換気

グローブボックス

なし

フードなし

構造材：不燃性材料

換気なし

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料

換気なし

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料

換気

缶体：不燃性材料

実験室A
GA-6

グローブボックス
GA-7A,7B

グローブボックス
GA-10

グローブボックス

なし

フードなし

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料構造材：不燃性材料

換気

換気

臨界
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(16mg／フード)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)
核的制限値以下(220g)(16mg／フード)

閉じ込め
負圧、気密負圧、気密負圧、気密負圧、気密負圧、気密

開口部風速

負圧、気密負圧、気密負圧、気密

開口部風速

29

9. 使用場所の安全評価（続き）
使用場所

遮蔽

火災

爆発

臨界

閉じ込めなし不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料

換気

核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)

負圧、気密

換気

核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)

負圧、気密

換気

核的制限値以下(220g)(16mg／フード)

開口部風速

換気

核的制限値以下(220g)(最大取扱量10g)

負圧、気密

実験室B
GA-3E,3F,3G,3H

グローブボックス

GA-3I,3J

グローブボックス

なし

フード

なし

実験室C

GA-8A,8B,8C,8D

なし

グローブボックス

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料

構造材：不燃性材料

不燃／難燃性材料の容器
缶体：不燃性材料

ビニル袋（ポリ測定室なし

鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ構造
不燃／難燃性装置

換気

核燃料物質が除去された試料製容器２重）で密封した状態で使用する。

30

本文３項の「核燃料物質の種類」の「主な化合物の名称」欄に「1F燃料デブリ」を追加した。
修正前

31

修正後

32

本文５項の「年間予定使用量」欄に既許可の核燃料物質の内数であることを明確化した。
修正前※1 予定使用期間については、核燃料物質使用変更届にて変更済み（自 2021年4月1日、至 2024年3月31日）。

修正後

33

除染室内貯蔵施設の容量及び施錠管理
・除染室の背面扉を施錠管理することで貯蔵設備の基準に適合する。
・ラックまたはバット等により場所を指定する。
・貯蔵を想定している容器数約10個に対して十分に余裕がある。
貯蔵棚寸法：約48×48×48(cm)＝約110,000 cm3
貯蔵施設寸法：50×50×50(cm)
主要材質：ステンレス鋼

補正申請案⑦ステンレス製容器（内容量約50～200 cm3）

36頁 参考「１Fデブリ試料容器（イメージ）」参照

16個分のスペース（１段積）（約10×10×20(cm)の容器を想定した場合）

34

参考「除染室」の設備
152344No.

名称材質

1グローブパネル

可燃

2グローブ

難燃

3マニプレータ

不燃/難燃

4ビニルバッグ

難燃

5

作業台不燃

6

洗浄用設備

不燃

635

参考「１F燃料デブリ試料容器（イメージ）」
ステンレス製容器※（内容量約200cm3）ステンレス製容器（内容量約50cm3）

アルミ製容器（角型）

蓋を開けた状態蓋を開けた状態※実際の容器は、これよりも小さいサイズとなる。

36

参考「セル内貯蔵施設（類似の貯蔵施設）」

CA-4セル
セル内貯蔵施設（1）CA-5セル
セル内貯蔵施設（2）37補正申請案①（添付書類１ 表2.9 図番追記）

下線部の図番を追記

補正申請案②（添付書類１ [2]遮蔽 4.7 誤記修正）
２行目の「放射性業務従事者」を「放射線業務従事者」に修正する。
38

補正申請案③-1（本文 ２.使用の目的及び方法 目的番号(4)）

修正前③ 番号の整理

修正後① 搬出入→搬入② 性状を追記

目的番号「共通」へ移動

39

補正申請案③-2（本文 ２.使用の目的及び方法 共通）
修正前

修正後

記載なし

40

補正申請案④（添付書類1 [2]遮蔽 ５.管理区域境界の線量）
修正前

修正後

小数点以下２桁に修正

41

補正申請案⑤（添付書類1 [21]貯蔵施設）
修正前

ピン貯蔵ピット及び固化体貯蔵ピットは貯蔵物の崩壊熱を除去するための空冷設備を設置している。停電によって冷却用空気は一時停止するが、空冷設備は非常用発電装置に接続されており、約30秒後に再び冷却用空気が流れ始める。この約30秒間での崩壊熱による温度上昇はピン貯蔵ピット及び固化体貯蔵ピットとも２～３ ℃である。また、ピン貯蔵ピット、固体化貯蔵ピットは、みだりに立ち入れない構造であり、出入口には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。
セル内貯蔵施設は、コンクリートセル内に設置するもので、核燃料物質はコンクリートセル内に貯蔵する。コン
クリートセルは、みだりに立ち入れない構造であり、通常出入口は施錠されている。また、出入口には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。
除染室内貯蔵施設は、みだりに立ち入れない構造であり、通常出入口は施錠されている。また、出入口には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。また、1F燃料デブリからの発熱はわずかであり、冷却する必要はない。
貯蔵室は、みだりに立ち入れない構造であり、通常出入口は施錠されている。また、出入口には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。

修正後
ピン貯蔵ピット及び固化体貯蔵ピットは貯蔵物の崩壊熱を除去するための空冷設備を設置している。停電によって冷却用空気は一時停止するが、空冷設備は非常用発電装置に接続されており、約30秒後に再び冷却用空気が流れ始める。この約30秒間での崩壊熱による温度上昇はピン貯蔵ピット及び固化体貯蔵ピットとも２～３ ℃である。ピン貯蔵ピット、固体化貯蔵ピットが設置してあるCA-2セル、CB-3セルは、みだりに立ち入れない構造であり、セル背面扉は通常施錠されている。また、セル背面扉には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。
セル内貯蔵施設は、コンクリートセル内に設置するもので、核燃料物質はコンクリートセル内に貯蔵する。コンクリートセルは、みだりに立ち入れない構造であり、セル背面扉は通常施錠されている。また、セル背面扉には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。
除染室内貯蔵施設は、コンクリートで遮蔽された除染室内に設置するもので、1F燃料デブリは除染室内貯蔵施設の貯蔵棚に貯蔵する。除染室は、みだりに立ち入れない構造であり、除染室扉は通常施錠されている。また、除染室扉には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。さらに、1F燃料デブリからの発熱はわずかであり、冷却する必要はない。
貯蔵室は、みだりに立ち入れない構造であり、貯蔵室扉は通常施錠されている。また、貯蔵室扉には「貯蔵室」及び「許可なくして立入りを禁ずる」旨の表示を行う。

42

補正申請案⑥（本文修正前

８－１貯蔵施設の位置）

修正後

43

補正申請案⑦（本文修正前

８－３貯蔵施設の設備）
省略

修正後

44

補正申請案⑧（本文図面 図8-1-4）(単位:cm）

図8-1-4

除染室内貯蔵施設の位置

45

別紙 CPFにおける1F燃料デブリの分析フロー（詳細）1

222,334653636

No.

名称

1A型輸送容器（ペール缶）

2バッグイン（ビニルバッグ）

3バッグアウト（ビニルバッグ）

4

物品搬入設備（ホイストクレーン）（バッグイン、バッグアウト）

5[セル⇔グローブボックス間移動]
気送管（ポリ製の密閉容器）
気送管移送ライン CA-5セル⇔実験室B
分析室→CA-5セル

6[フード⇔測定室間移動]
液体:ポリ容器で2重収納し、ポリ製袋で1重シール
固体:ポリ容器で収納し、ポリ製袋で1重シール[フード⇔分析室、実験室A＆B間移動]（ポリ製袋に収納し、ポリ製袋で1重シール）

7

セル間コンベア2,34437

除染室グローブパネル

バッグアウト1F燃料デブリの移動