別紙２

再処理施設
アクティブ試験計画書(使用済燃料による総合試験)【公開版】

平成 23 年 10 月 13 日
日本原燃株式会社

本書の記載内容のうち、内の記載事項は公開制限情報に属するものであり公開できませんので削除しております。
日本原燃株式会社

改正
番号
0

1

制定年月日
又は

改正箇所の頁又改正年月日
H17.12.21

H18.1.30

改正内容

は項番
―

新規制定

表－４

・

安全関連確認事項の記載の一部変更

１２．１

・

「不適合等の手続き」に関する記載の詳細化による変更

１３．３．１・「アクティブ試験に向けての教育訓練」の追加による変更

１４．４

・

「火災・爆発の防止」、「崩壊熱除去」のアクティブ試験の特

１４．５

2

3

H18.7.7

H19.1.31

１６・「異常時の措置」の追加による変更

他

・

記載の適正化等による変更

表－３・

低レベル廃棄物処理建屋における試験実施時期の変更

表－５

・

精製施設における処理性能試験の実施時期の整合による変１０．１

H19.7.26

更

１７．１

・

組織改正に伴う変更

他

・

記載の適正化等による変更

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

７．１．２

4

徴に関する記載の追加による変更

・

気体及び液体廃棄物の放出放射能量に関する性能検査につ表－３

いて、ガラス固化処理による放出放射能量を考慮して、検査

図－１

時期を第５ステップまで延長に伴う変更。

表－５

・

アクティブ試験終了に係る定義の明確化

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験

表－１１
表－１６
図－１
表－５

5

H19.9.7のスケジュールの変更
・

ガラス固化試験に際し、実施に必要な廃液を確保するため、使用済燃料の処理量及び種類を変更することがありうるこ
とを明確化

７．１．２

6

H19.12.14

・

ガラス固化試験に際し、実施に必要な廃液を確保するため、

表－３

第４ステップにおいて、アクティブ試験における処理量の範表－５

囲内で使用済燃料（BWR 燃料）を処理することに伴う変更
・「ガラス溶融炉の試験」、「線量当量率及び空気中の放射性物
質濃度確認試験（性能検査）」の一部を第５ステップにおいて実施することとしたことによる変更

7

H20.2.25

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

改正
番号

制定年月日
又は

改正箇所の頁又改正年月日

8

H20.5.29

9

H20.7.30

10

H20.11.25

11

H21.1.30

12

H21.8.31

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

図－１

・

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

１７．３

13

改正内容

は項番

・

H22.2.23

使用済燃料受入れ・貯蔵施設におけるアクティブ試験で発生した固体廃棄物を、再処理設備本体の固体廃棄物の廃棄施設で処理することを明確化

14

H22.9.10

図－１

４．

・

組織改正に伴う変更

８．

・

用語の定義の追加

９．１

・

先行施設の組織名称の変更

９．２

・

記載の適正化等による変更

１０．２
図－２－１
図－２－２

H23.10.13

再処理施設の工事計画に係わる変更に伴うアクティブ試験のスケジュールの変更

１０．１

15

・

１１．１．１
１１．１．２
１２．１
１２．２
１３．２
２１．１
２２．
２２．２．３他目次

1．はじめに................................................................................................................................... 1
2．適用範囲................................................................................................................................... 1
3. 関連図書................................................................................................................................... 1
4. 定義.......................................................................................................................................... 1
5. アクティブ試験の目的............................................................................................................. 1
6. アクティブ試験で使用する核燃料物質等................................................................................ 3
7. アクティブ試験の内容............................................................................................................. 5
7.1 アクティブ試験の進め方とスケジュール ...........................................5
7.2 安全関連確認事項 ..............................................................10
7.3 試験内容及び確認事項 ..........................................................15
8. アクティブ試験の終了条件 ................................................................................................... 33
9．試験運転の手順書及び報告書................................................................................................ 34
9.1 試験要領書及び試験手順書の作成 ................................................349.2 試験報告書の作成 ..............................................................34
10. アクティブ試験の実施体制.................................................................................................. 35
10.1 組織と職務 ...................................................................35
10.2 アクティブ試験に係る会議体 ...................................................37
11. 試験要領書、試験報告書等の審査及び検証の方法と手順 .................................................. 41
11.1 審査及び検証手続き ...........................................................41
11.2 審査等の考え方 ...............................................................43
12. 不適合等の取扱い ................................................................................................................ 44
12.1 不適合等の手続き .............................................................4412.2 試験に関係する不適合事項の取扱い .............................................45

13. 教育訓練............................................................................................................................... 47
13.1 教育訓練の概要 ...............................................................47
13.2 教育訓練計画の立案及び実施 ...................................................47
13.3 教育訓練の内容 ...............................................................48
14. 試験中の安全対策 ................................................................................................................ 50
14.1 アクティブ試験時における運転要員の遵守義務 ...................................50
14.2 臨界安全 .....................................................................50
14.3 閉じ込め .....................................................................50
14.4 火災・爆発の防止 .............................................................50
14.5 崩壊熱除去 ...................................................................51
14.6 誤操作に関する安全対策 .......................................................51
14.7 故障等に関する安全対策 .......................................................51
14.8 化学薬品等の取扱い ...........................................................52
14.9 通報連絡等 ...................................................................53
15. 試験上の条件及び制限 ......................................................................................................... 54
15.1 核的制限 .....................................................................54
15.2 化学的制限 ...................................................................54
15.3 熱的制限 .....................................................................54
16. 放射線管理 ........................................................................................................................... 55
17. 放射性廃棄物の廃棄............................................................................................................. 58
17.1 気体廃棄物の処理 .............................................................58
17.2 液体廃棄物の処理 .............................................................58
17.3 固体廃棄物の処理 .............................................................58
18. 試験運転中の保修 ................................................................................................................ 60
19. 核燃料物質の計量管理 ......................................................................................................... 60
20. 核物質防護 ........................................................................................................................... 60

21. 記録管理............................................................................................................................... 60
21.1 試験結果等の記録 .............................................................60
21.2 保安に係わる記録 .............................................................60
21.3 計量管理及び核物質管理に係る記録 .............................................61
21.4 図書の改正履歴 ...............................................................61
22. 品質保証 .............................................................................................................................. 61
22.1 組織体制 .....................................................................61
22.2 試験の管理 ...................................................................61

1. はじめに
当社は、六ヶ所再処理施設の建設工事の最終ステップである通水作動試験後に、段階的に進める試験運転として化学試験、ウラン試験を実施してきた。引き続き、試験運転の最終段階である使用済燃料による総合試験（以下、「アクティブ試験」という。）を実施する計画である。
本計画書は、アクティブ試験の目的、内容等について取りまとめたものである。
2. 適用範囲
本計画書は、再処理施設のアクティブ試験に適用する。
3. 関連図書・再処理事業指定申請書
・再処理施設 試験運転全体計画書
・再処理事業所 再処理施設保安規定
・再処理事業所 計量管理規定
・再処理事業所 核物質防護規定
・再処理事業所 再処理事業部 原子力事業者防災業務計画
4. 定義「アクティブ試験」とは、使用済燃料による総合試験をいう。
「運転要員」及び「保修要員」とは，それぞれ「再処理工場に所属する施設の管理及び操作に関する業務を行う者」及び「再処理工場に所属する施設の保修に関する業務を行う者」をいう。
「運転部門」及び「保修部門」とは，それぞれ「再処理工場に所属する施設の管理及び操作に関する業務を行う部門」及び「再処理工場に所属する施設の保修に関する業務を行う部門」をいう。
5. アクティブ試験の目的
六ヶ所再処理施設は、通水作動試験、化学試験、ウラン試験を通じて段階的に機器・設備の機能及び性能を確認してきている。
通水作動試験においては、水、蒸気等を用いて機器単体の作動確認を実施し、移送機器の移送能力、撹はん機の撹はん能力等の機能を有していることを確認した。
化学試験においては、化学薬品を用いて、機器単体及び系統の作動並びに性能確認を実施した。具体的には、移送機器、密度計、流量計及びインターロック等の作動及び性能を確認するとともに、酸回収設備の酸バランス、分離設備の界面位置制御、火災・爆発の防止に係る希釈剤洗浄効果を有していることを確認した。
ウラン試験においては、劣化ウラン等を用いて、核燃料物質でなければ確認できない機器・設備の性能を確認した。具体的には、模擬ウラン燃料集合体によるせん断、溶解性能、ウラン溶液による抽出・逆抽出性能、脱硝性能、ウラン粉末
による粉末取扱性能等を確認した。また、外乱試験として、臨界安全に係る分離設備の抽出塔における抽出不良試験、外部電源喪失試験等を実施した。更に、総合確認試験においては、負圧確認試験等により閉じ込め性能を確認した。
これらにより、せん断・溶解、分離、精製、脱硝等に係る閉じ込め、臨界安全等の能力を有していることを確認した。
1アクティブ試験においては、使用済燃料を用いることによって、これまでの試験では確認できなかったプルトニウムや核分裂生成物の取扱いに係る再処理施設の安全機能及び機器・設備の性能を確認する。具体的な確認内容は、環境への放出放射能量、核分裂生成物の分離性能、ウランとプルトニウムの分配性能、液体廃棄物・固体廃棄物の処理能力等である。

なお、これまでの試験運転で、再処理施設の安全機能を試験運転全体計画書に基づき段階的に確認してきた。
最終段階であるアクティブ試験においても、同様に試験運転全体計画書に定めた事項を確認するとともに、不適合事項や改善事項（以下「不適合等」という）の抽出及び運転要員等の技術的能力の向上を図る。

2

6. アクティブ試験で使用する核燃料物質等
アクティブ試験では、試験を実施するために必要な量の使用済燃料を用いる。
また、ウラン試験において使用した劣化ウランの一部を、分離建屋及び精製建屋
でのウラン平衡、分離建屋での溶解液の希釈、精製建屋でのウラナス調整等で使用する。さらに、ウラン及びプルトニウムの分析のために少量の標準核燃料物質を使用する。
アクティブ試験中に使用する使用済燃料及び標準核燃料物質の種類、量等を表－１及び表－２に示す。

表－１
種

類

アクティブ試験中に使用する使用済燃料
量

体

数

燃焼度

冷却期間

加圧水型軽水炉燃料
PWR（17×17 型）

約 90 ｔ ･ Ｕ Pr
約 200 体（注２）

約 12,000～47,000
ＭＷｄ／ｔ･ＵPr

約 8～20 年

加圧水型軽水炉燃料
PWR（15×15 型）

約 110ｔ･ＵPr

約 240 体約 34,000～47,000
ＭＷｄ／ｔ･ＵPr

約 6～15 年

加圧水型軽水炉燃料
PWR（14×14 型）

約 10ｔ･ＵPr

約 20 体約 32,000～36,000
ＭＷｄ／ｔ･ＵPr

約 9～17 年

沸騰水型軽水炉燃料
BWR（8×8 型）

約 220ｔ･ＵPr

約 1250 体

約 18,000～40,000
ＭＷｄ／ｔ･ＵPr

約 8～20 年（注１）量等については計画であり、試験計画の進捗により変更があり得る。
（注２）「ｔ･ＵPr」は、照射前金属ウラン重量換算を示す。

3

表－２

アクティブ試験中に使用する標準核燃料物質（分析に使用するもの）
種

類

ウラン同位体標準

ウラン純度標準
トリウム純度標準
プルトニウム同位体標準
プルトニウム純度標準
LSD スパイク＊１

U-235％

形態

貯蔵量

約 1％
約 1.5％
約 2％
約 3％
約 10％
約 20％
約 50％
天然ウラン
天然ウラン
約 93％
－
－
－

U3O8
U3O8
U3O8
U3O8
U3O8
U3O8
U3O8
金属 U
U3O8
金属 U
ThO2
Pu(NO3)4
Pu(NO3)4
UO2(NO3)2＋
Pu(NO3)4

約 0.3 gU
約 5 gU
約 5 gU
約 5 gU
約 5 gU
約 5 gU
約 5 gU約 57 gU
約 1000 gU
約 51 gU
約 175 gTh
約 0.95 gPu
約 17 gPu
約 155 gU
約 7 gPu－＊１）LSD スパイク
Large Size Dried スパイクの意。スパイクは「指標、基準」の意で用いられる。
再処理施設の工程内で採取された試料中のウラン及びプルトニウムの濃度を正確に分析するために使用される。
本 LSD スパイクは、一定量のウラン、プルトニウムが個々のガラス容器に封入されており、分析を行う未知濃度の試料を直接 LSD スパイクに加え、その同位体組成の変化から試料中のウラン、プルトニウムの濃度を求めることができる。

4

7. アクティブ試験の内容
7.1 アクティブ試験の進め方とスケジュール
再処理施設のアクティブ試験は、14．「試験中の安全対策」を遵守しつつ、加圧水型軽水炉（以下「PWR」という。
）及び沸騰水型軽水炉（以下「BWR」という。）の使用済燃料を使用し、「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」、「工場全体の安全機能及び運転性能の確認」の順に試験を実施する。
7.1.1 基本的な考え方
アクティブ試験では、環境への放出放射能量、核分裂生成物の分離性能、プ
ルトニウムの分配性能、液体廃棄物・固体廃棄物の処理能力等を確認する目的
で、プルトニウム、核分裂生成物等を含む使用済燃料を取扱う。
この取扱いにあたっては、万一異常が発生した場合においても、可能な限りその影響を抑えるという災害防止上の観点から、取扱うプルトニウムや核分裂生成物の量を段階的に増加させることとする。このことにより、アクティブ試
験の「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」の段階において、万一セル内等の機器の改造が必要になった場合でも、被ばくの低減を図ることができる
とともに、環境への放出放射能量を低減することができる。さらに、操業に近い状態で試験を行う「工場全体の安全機能及び運転性能の確認」の段階に入る
前に、ホールドポイントを設け、安全性を事前に評価する。
具体的には、以下の方法で行う。
・使用済燃料中に含まれるプルトニウムや核分裂生成物が少ない低燃焼度・長期冷却燃料を用いて試験を開始し、段階的に燃焼度が高く、冷却期間が短い
使用済燃料を使用する。
・分離建屋では、前処理建屋から受け入れた溶解液をウラン溶液で希釈し、試験を行う。また、この希釈率を段階的に下げることにより、プルトニウムや核分裂生成物の濃度を段階的に高めて試験を行う。
・使用済燃料の１日当たりの処理量を段階的に上げる。
・「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」においては、アクティブ試験の出来るだけ早い時期に安全性に係る判断が行えるよう、一連の試験を行い安全機能等の重要事項に係るデータを取得する。
・「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」の段階において、ホールドポイ
ントを設定し、次の段階に移行するための評価を行う技術評価委員会を開催する。技術評価委員会においては、試験実施中に想定された結果を逸脱すると判断される場合には、必要な措置を講じた上で、再試験を行うか又は次の試験に移行するかを判断する。
7.1.2 試験の基本的な進め方①施設の安全機能及び機器、設備の性能確認「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」においては、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、溶解性能、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能、プルトニウム逆抽出性能及び環境への放出放射能量等の安全機能について確認を行う。
a. 第１ステップ
アクティブ試験の最初に実施する「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認（PWR）」においては、低燃焼度（約 12,000～17,000MWd/tUpr）、長期冷
5

却（約 20 年）と中燃焼度（約 30,000～33,000MWd/tUpr）、中期冷却（約 10～18 年）の PWR 燃料合計約 30ｔ･ＵPr を用いて試験を行う。
試験においては、
使用済燃料のせん断量を徐々に増やしながら段階的に１日当たりの処理量を上げていく。
その際、せん断、溶解処理に伴う希ガス・よう素等の放出や作業環境の線
量当量率及び空気中の放射性物質濃度等を確認しながら進める。
また、核分裂生成物の分離性能及びプルトニウムの分配性能確認試験においては、分離建屋で溶解液をウラン溶液で希釈し、核分裂生成物及びプルト
ニウム濃度を段階的（３段階）に高くして試験を行う。さらに、このステップの最終段階では、希釈を行わずに核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能の確認を行う。なお、本ステップにおいて、低レベル固体廃棄物処理設備の処理能力確認試験（性能検査）を行う。
b. ホールドポイント１
第１ステップの試験の後にホールドポイントを設け、基本的な安全性（線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、溶解性能、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能、プルトニウム逆抽出性能、環境への放出放射能量）を評価した上で、次のステップに進むこととする。
c. 第２ステップ
燃焼度約 30,000～36,000MWd/ｔ･ＵPr、冷却期間約 8～15 年の PWR 燃料約50ｔ･ＵPr を用い、環境への放出放射能の１次評価を行う。合わせて、第１ステップで確認した項目に加え、脱硝性能や環境への放出放射能量等の確認を行うとともに、高レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）、
低レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）を行う。また、本ス
テップの最後に低燃焼度の BWR 燃料約 10ｔ･ＵPr を用いて、せん断性能の確認を行う。
d. ホールドポイント２
第２ステップの試験の後にホールドポイントを設け、基本的な安全性（線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、溶解性能、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能、プルトニウム逆抽出性能、環境への放出放射能量の評価）について、第１ステップ及び第２ステップの結果を評価した上で、以後継続して実施する試験に進むこととする。
e. 第３ステップ
前処理建屋のせん断処理施設及び溶解施設の系列を変更し、PWR 燃料及びBWR 燃料合計約 70ｔ･ＵPr を用いて、せん断・溶解性能、分離・分配性能、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、環境への放出放射能量等の確認を行う。
②工場全体の安全機能及び運転性能の確認「工場全体の安全機能及び運転性能の確認」においては、施設の安全機能及び機器、設備の性能確認を引き続き行うとともに、固体廃棄物の処理能力、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度及び環境への放出放射能量の安全機能について確認を行う。
a. 第４ステップ
前処理建屋のせん断処理施設及び溶解施設の系列を変更し、PWR 燃料約110ｔ･ＵPr を用いて、再処理施設全体の処理性能を確認するとともに、低レベル固体廃棄物処理設備の処理能力確認試験（性能検査）、気体廃棄物放出6放射能量確認試験（性能検査）、液体廃棄物放出放射能量確認試験（性能検査）、製品中の原子核分裂生成物含有率確認試験（性能検査）、製品回収率確
認試験（性能検査）、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認試験（性能検査）を行う。
b. 第５ステップ
前処理建屋のせん断処理施設及び溶解施設の系列を変更し、BWR 燃料約160ｔ･ＵPr を用いて、再処理施設全体の処理性能、線量当量率及び空気中の放射性物質濃度（性能検査）、核燃料物質の物質収支の確認を行うとともに、高レベル廃液ガラス固化設備の処理能力確認試験（性能検査）、気体廃棄物
放出放射能量確認試験（性能検査）、液体廃棄物放出放射能量確認試験（性能検査）を行う。
上記のアクティブ試験の進め方を表－３にまとめた。また、アクティブ試験のス
ケジュールを図－１に示す。

7

表－３

アクティブ試験の進め方

主な燃料仕様第 1 ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認

処理量（PWR）17×17 型燃料（1）
燃焼度：約 12,000～約 17,000MWd/tUpr
冷却期間：約 20 年

約 30ｔ･ＵPr（2）
燃焼度：約 30,000～約 33,000MWd/tUpr
冷却期間：約 10～18 年

主な試験項目・せん断・溶解運転性能確認試験
・分離・分配性能確認試験
・ウラン精製性能確認試験
・プルトニウム精製性能確認試験
・低レベル廃液処理設備の処理能力確認試験
・低レベル廃棄物処理設備の処理能力確認試験
・分析再現性確認試験
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認
試験・低レベル固体廃棄物処理設備の処理能力確認
試験（性能検査）

ホールドポイント１（線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、溶解性能、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能、プルトニウム逆抽出性能、環境への放出放射能量の評価）（PWR）17×17 型及び 15×15 型燃料（1）
燃焼度：約 30,000～約 36,000MWd/tUpr
冷却期間：約 8～15 年

第２ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認

約 60ｔ･ＵPr（BWR）（2）
燃焼度：約 18,000～約 21,000MWd/tUpr
冷却期間：約 20 年

第１ステップの試験及び・脱硝性能確認試験
・液体廃棄物放出量確認試験
・気体廃棄物放出量確認試験
・核燃料物質の物質収支確認
・高レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）
・低レベル廃液処理設備の処理能力確認試験（性能検査）

ホールドポイント２（線量当量率及び空気中の放射性物質濃度、溶解性能、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能、プルトニウム逆抽出性能、環境への放出放射能量の評価）

第３ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認（BWR）（1）
燃焼度：約 15,000～約 25,000MWd/tUpr
冷却期間：約 15～20 年（2）
燃焼度：約 25,000～約 36,000MWd/tUpr
冷却期間：約 8～20 年

約 70ｔ･ＵPr（PWR）17×17 型燃料（3）
燃焼度：約 16,000～約 47,000MWd/tUpr
冷却期間：約 8～14 年

・せん断・溶解運転性能確認試験
・分離・分配性能確認試験
・ウラン精製性能確認試験
・プルトニウム精製性能確認試験
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認
試験・液体廃棄物放出量確認試験
・気体廃棄物放出量確認試験

・再処理施設全体の処理性能確認試験
・低レベル固体廃棄物処理設備の処理能力確
第４ステップ
認試験（性能検査）
・気体廃棄物放出量確認試験（性能検査）
工場全体の安全機能及び運 （PWR）17×17 型、15×15 型及び 14×14・液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）
型燃料
転性能の確認約 110ｔ･ＵPr(注３)
燃焼度：約 36,000～約 47,000MWd/tUpr
・製品中の原子核分裂生成物含有率確認試験
冷却期間：約 6～17 年（性能検査）
・製品回収率確認試験（性能検査）
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認
試験（性能検査）
・気体廃棄物放出量確認試験（性能検査）
・液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）
第５ステップ・再処理施設全体の処理性能確認試験（BWR）
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認
工場全体の安全機能及び運燃焼度：約 20,000～約 40,000MWd/tUpr 約 160ｔ･ＵPr
試験（性能検査）
転性能の確認
冷却期間：約 8～20 年
・核燃料物質の物質収支確認
・高レベル廃液ガラス固化設備の処理能力確認
試験（性能検査）（注１）アクティブ試験は性能検査に必要な試験の完了をもって終了する。このため性能検査等の進捗により、計画した処理量が増減することがある。
（注２）（性能検査）として記載している項目は、再処理規則第６条の２に示されている技術上の基準について確認を行う「性能に係る使用前検査」のことである。
（注３） 第４ステップにおいて PWR 燃料約１１０ｔ･ＵPr に追加して廃液を準備するために必要な条件を満足する BWR 燃料をせ
ん断する。

8

月数 0

1 2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79◆

マスタースケジュール

▽

アクティブ
試験開始
第１ステップ

しゅん工
ホールド
ポイント１

ホールド
ポイント２

第２ステップ第３ステップ中断第４ステップ

第５ステップ▼アクティブ試験

前処理建屋▼

アクティブ試験

分離建屋
▼

精製建屋

アクティブ試験

低レベル廃液処理建屋

アクティブ試験

分析建屋

アクティブ試験
廃棄物の貯蔵ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ貯蔵建屋▼

アクティブ試験

ウラン脱硝建屋▼

アクティブ試験ウラン酸化物貯蔵建屋▼

アクティブ試験ｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合脱硝建屋
ｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合酸化物
貯蔵建屋▼
アクティブ試験9
低レベル廃棄物処理建屋

アクティブ試験

第２低レベル廃棄物貯蔵建屋

廃棄物の貯蔵ﾁｬﾝﾈﾙﾎﾞｯｸｽ・ﾊﾞｰﾅﾌﾞﾙﾎﾟｲｽﾞﾝ
処理建屋

アクティブ試験▼

高レベル廃液ガラス固化建屋

アクティブ試験

第１ガラス固化体貯蔵建屋

廃棄物の貯蔵

＊アクティブ試験の開始時期は工事計画のとおりである。 試験工程については、試験運転の進捗により変更することがある。
▼：使用済燃料を溶解した溶解液等の溶液供給開始予定時期（この時期以降に、当該建屋のアクティブ試験を開始）▽：しゅん工の月を示す。

図－１

アクティブ試験のスケジュール

7.2 安全関連確認事項
アクティブ試験は、7.1 「アクティブ試験の進め方とスケジュール」で述べたように「施設の安全機能及び機器、設備の性能確認」、「工場全体の安全機能及び運転性能の確認」の構成で試験を実施する。これらを構成する個々の試験項目においては、再処理施設の安全性に係る試験項目と性能に係る試験項目があり、以下の理由から、再処理施設の安全性に係る試験項目については、どの試験で確認するかを明確にして実施することとする。
再処理施設の安全性に係る試験項目については、試験運転全体計画書において「安全関連確認事項」として整理した。
「安全関連確認事項」は、再処理施設の事業指定申請書等に記載された各設備の安全に係る性能、能力又は廃棄物の処理能力、並びに運転管理手法の妥当性の根拠として試験による確認が必要な事項を網羅的に抽出したものである。
また、試験運転全体計画書では、「安全関連確認事項」について、「再処理施設安全審査指針」を考慮し、「閉じ込め機能」、「放射線被ばく管理」、「放射性廃棄物の放出管理」等の安全要求項目毎に分類し、段階的に実施する試験での確認時
期及び確認方法を記載している。この確認時期及び確認方法においては、「安全関連確認事項」として確認すべき機能、性能等を考慮し、・再処理施設の事業指定申請書等に記載された各設備の安全に係る性能または能力，並びに運転管理手法の妥当性の根拠について確認する「主たる根拠となる試験等」
・「主たる根拠となる試験等」で機能が既に確認されているが、連続試験等で再確認を目的にデータを採取するものに分類する。このうちウラン試験までに確認すると計画したものについては、全て確認してきており、試験運転全体計画書に記載した移行条件に基づき、抜け
落ちなく実施したことを確認している。
アクティブ試験では、初めて核分裂生成物、プルトニウムを取扱うため、これに関連する環境への放出放射能量、核分裂生成物の分離性能、プルトニウムの分配性能等の「安全関連確認事項」について確認することを計画している。
アクティブ試験において確認する安全関連確認事項を表－４に示す。
なお、表中に記載の「所定の値」、「所定の処理能力」は、事業指定申請書等において記載されている数値を示す。

10

表－４
安全要求項目閉じ込め

アクティブ試験における安全関連確認事項の確認内容（１／４）

安全関連確認事項

放 射 性 物 質 閉じ込めを形成する材料の運転時の温度を 収 納 す る ・減圧運転の高レベル廃液濃縮缶
系 統 及 び 機 ・焙焼炉、還元炉
器

換気系統

アクティブ試験における確認内容
運転温度の確認
・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶内温度が目標値(**℃)以下・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の焙焼炉、還元炉ヒータ部温度が所定の値(890℃)以下

廃ガス処理設備の排気能力，並びにセル等及び建物の負圧、異 排気風量、負圧、差圧の確認
なる汚染区分間の差圧
・前処理建屋のせん断処理・溶解廃ガス処理設備における溶解槽内の圧力が目標値(******kPa)以下

崩 壊 熱 除 去 安全冷却水系（一次側及び二次側）の除熱能力に係る設備

閉 じ 込 め に 警報装置、インターロック等の作動係 る イ ン タ ・ガラス溶融炉の漏えい防止に係る系統（流下停止系等）
ーロック等
放 射 線 監 管 理 区 域 内 屋内モニタリング設備の作動
視の 放 射 線 管 ・エリアモニタ
理 の た め の ・ダストモニタ設備

高レベル濃縮廃液等の温度確認
・前処理建屋の不溶解残渣回収槽等、分離建屋の抽出廃液受槽等、精製建屋のプルトニウム濃縮液受槽等、ウラン・プル
トニウム混合脱硝建屋の硝酸プルトニウム貯槽等、高レベル廃液ガラス固化建屋の高レベル濃縮廃液貯槽等において温度高警報が作動するレベルに達していないこと
検出器指示値の確認
・高レベル廃液ガラス固化建屋のガラス溶融炉における流下ガラス重量が目標値(***kg)以下で流下停止

線量当量率及び空気中の放射性物質濃度が所定の値（P32 別表－３参照）以下（注）１．太字＋下線は、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」を示す。その他は確認された事項が達成されていることを運転時に計測値等により確認する。
（注）第４ステップにて性能検査を実施予定。

11

表－４
安全要求項目

アクティブ試験における安全関連確認事項の確認内容（２／４）

安全関連確認事項

アクティブ試験における確認内容

放 射 性 廃 棄 気 体 廃 棄 物 気体廃棄物の廃棄施設全体の能力
物 の 放 出 管 の廃棄施設
理等
液 体 廃 棄 物 処理設備ごとの処理容量の廃棄施設

気体廃棄物中の放射能量（放出量）が所定の値（P32 別表－２参照）以下（注１）

実廃液処理における処理能力の確認
・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶の処理能力が所定の値(約 3m3/h)以上（注２）・分離建屋のアルカリ廃液濃縮缶の処理能力が所定の値(約 0.3m3/h)以上（注２）・低レベル廃液処理建屋の第２低レベル廃液蒸発缶の処理能力が所定の値(約 13m3/h)以上（注２）
処理設備ごとの除染能力（蒸発缶及び濃縮缶）
実廃液処理における除染能力の確認
・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶の除染能力が所定の値(2000)以上
・分離建屋のアルカリ廃液濃縮缶の除染能力が所定の値(11000)以上
・低レベル廃液処理建屋の第２低レベル廃液蒸発缶の除染能力が所定の値(50)以上
液体廃棄物の廃棄施設全体の能力
液体廃棄物中の放射能量（放出量）が所定の値（P26 別表－１参照）以下（注１）
上記の能力に影響を与える上流工程の除染係数の確認
・分離建屋 分離設備及び分配設備の主要な核分裂生成物（テクネチウム、ルテニウム等）に対し、除染係数が目標値（ウ
ランの流れ（テクネチウム：***、ルテニウム/ロジウム：****、その他の核分裂生成物： ********））(プルトニウムの流れ（テクネチウム： *、ルテニウム/ロジウム：****、その他の核分裂生成物： ********）)以上
・精製建屋 ウラン精製設備の各核種に対する除染係数が目標値(ネプツニウム***、その他の核分裂生成物***)以上
固 体 廃 棄 物 処理設備ごとの処理容量
実廃棄物による処理能力の確認の廃棄施設
・ 高レベル廃液ガラス固化建屋のガラス溶融炉の処理能力が所定の値(約 70L/h)以上（注３）・ 低レベル廃棄物処理建屋の低レベル濃縮廃液乾燥装置の処理能力が所定の値(約 0.2m3/h)以上（注１）・ 低レベル廃棄物処理建屋の廃溶媒熱分解装置の処理能力が所定の値(約 8L/h)以上（注１）・ 低レベル廃棄物処理建屋の雑固体廃棄物焼却装置の処理能力が所定の値(約 75kg/h)以上（注１）・ 低レベル廃棄物処理建屋の圧縮減容装置圧縮力の処理能力が所定の値(約 1500ｔ)以上（注１）・ 使用済燃料受入れ・貯蔵建屋の第１チャンネルボックス切断装置の処理能力が所定の値(約 0.5 個/h/台)以上（注４）・ 使用済燃料受入れ・貯蔵建屋の第１バーナブルポイズン切断装置の処理能力が所定の値(約 0.5 個/h/台)以上（注４）・ チャンネルボックス・バーナブルポイズン処理建屋の第２チャンネルボックス切断装置の処理能力が所定の値(約 0.5 個/h/台)以上（注１）
・ チャンネルボックス・バーナブルポイズン処理建屋の第２バーナブルポイズン切断装置の処理能力が所定の値(約 0.5 個相当/h)以上（注１）
貯 蔵 に 対 す 崩 壊 熱 除 去 ウラン・プルトニウム混合酸化物貯蔵建屋貯蔵室換 排気風量確認
る考慮
に係る設備
気設備
・ウラン・プルトニウム混合酸化物貯蔵建屋貯蔵室換気設備による各貯蔵室の排気風量が目標値(*****m3/h)以上
ガラス固化体の貯蔵出口シャフトの温度が所定の値(90℃)以下
１．太字＋下線はアクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」を示す。その他は確認された事項が達成されていることを運転時に計測値等により確認する。
（注１）第４ステップにて性能検査を実施予定。
（注２）第２ステップにて性能検査を実施予定。
（注３）第５ステップにて性能検査を実施予定。
（注４）第１ステップにて性能検査を実施予定。

12

表－４
安全要求項目

安全関連確認事項

アクティブ試験における安全関連確認事項の確認内容（３／４）
アクティブ試験における確認内容

臨界防止に係る計測装置、警報装置、インターロック等 計測装置の作動、指示値の確認
・前処理建屋の溶解槽の溶解液密度高によりせん断を停止するインターロックが作動するレベルに達していないことの作動・せん断施設及び溶解施設（せん断機、溶解槽、エンド ・前処理建屋のエンドピース酸洗浄槽の洗浄液密度高によりせん断を停止するインターロックが作動するレベルに達していないこと
ピース酸洗浄槽、よう素追出し槽）
・分離施設（抽出塔、補助抽出器、プルトニウム洗浄器） ・前処理建屋のよう素追出し槽の溶解液密度高による警報が作動するレベルに達していないこと
・分離建屋の抽出塔の供給溶解液流量高により供給停止するインターロックが作動するレベルに達していないこと
・精製施設（プルトニウム洗浄器）
・ 脱硝施設（脱硝装置、脱硝皿取扱装置、粉砕機、粉末 ・分離建屋の第１洗浄塔の洗浄廃液密度高により抽出廃液の移送を停止するインターロックが作動するレベルに達していな
いこと
充てん機、粉末缶払出装置）
・分離建屋の補助抽出器の中性子計数率高により工程を停止するインターロックが作動するレベルに達していないこと
等
・分離建屋のプルトニウム洗浄器の中性子計数率高により工程を停止するインターロックが作動するレベルに達していない
こと
・分離建屋のプルトニウム洗浄器のアルファ線計数率高による警報が作動するレベルに達していないこと
・精製建屋 プルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器のアルファ線計数率高による警報が作動するレベルに達していな
いこと・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の脱硝装置における脱硝が完了していることを確認するための照度高を検知しシャッ
タが起動するインターロック及び温度高を検知し脱硝皿取扱装置が起動するインターロック並びに照度高及び温度高を検知しマイクロ波発振機を停止するインターロックの作動
・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋において、粉末が安定して排出でき、所定の充てん量（次工程に対する核的制限値
13.3kg（U+Pu）に相当する約 15kg（UO2+PuO2）以下に設定した量）で充てんが終了すること
溶解性能
運転データの確認
・前処理建屋の溶解液中の核燃料物質濃度が核的制限値 (350g(U+Pu)/L)よりも低く設定した目標値(***gU/L、*** gPu/L)
以下、酸濃度が目標値(***mol/L)以上
抽出・逆抽出性能
運転データの確認
・分離建屋の抽出廃液中のプルトニウム濃度が未臨界濃度(6.3gPu/L)よりも低く設定した目標値(*mgPu/L)以下
・分離建屋の補助抽出廃液中のプルトニウム濃度が未臨界濃度(6.3gPu/L)よりも低く設定した目標値(*mgPu/L)以下
・分離建屋のプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウム濃度が未臨界濃度(7.5gPu/L)よりも低く設定した目標値(*mgPu/L)以下
・精製建屋プルトニウム精製設備の抽出廃液中のプルトニウム濃度が未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した目標値(*mgPu/L)以下
・精製建屋プルトニウム精製設備のプルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウム濃度が未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した目標値(*mgPu/L)以下
運転データの確認
上記以外に臨界安全に係るパラメータの確認・濃度管理設備、臨界安全管理対象外設備に移送する溶 ・分離建屋、精製建屋における再生後の溶媒中の TBP 濃度が目標範囲(*****%)内
液中の Pu 濃度
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の凝縮廃液中のプルトニウム濃度が未臨界濃度(8.2gPu/L)よりも低く設定した目標値
・再生溶媒中の TBP 濃度等(*mgPu/L)以下
・脱硝粉体の物性・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋における脱硝終了時の脱硝粉末中の含水率が核的制限値算出根拠である所定の値(5wt%)
以下
火災・爆 火災・爆発の 火災・爆発防止等に係るインターロック等
検出器指示値の確認
発に対す 発 生 防 止 対 ・蒸気缶等に供給する加熱蒸気温度に係るインターロッ ・分離建屋の高レベル廃液濃縮缶に供給する加熱蒸気温度が熱的制限値(135℃)以下
る考慮
策、拡大防止ク
・精製建屋プルトニウム精製設備のプルトニウム濃縮缶に供給する加熱蒸気温度が熱的制限値(135℃)以下
対策等に係
る設備
臨 界 管 核的制限値
理等（臨界安全
管理対象外
設備への核
燃料物質の
流出防止を
含む）を維持するための設備

１．太字＋下線はアクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」を示す。その他は確認された事項が達成されていることを運転時に計測値等により確認する。

13

表－４
安全要求項目
火災・爆
発に対す
る考慮
(続き)

安全関連確認事項

アクティブ試験における安全関連確認事項の確認内容（４／４）
アクティブ試験における確認内容

火災・爆発の アジ化水素の爆発
発 生 防 止 対 ・アジ化水素濃度が爆発限界濃度未満
策、拡大防止
対策等に係
る設備(続
き)
TBP 洗浄塔（器）の洗浄

代表ポイントにおけるアジ化水素濃度の確認
・分離建屋のプルトニウム分配塔及びプルトニウム洗浄器の水溶液中のアジ化水素濃度がアジ化水素蒸気のベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないとして設定した目標値 (0.05mol/L)未満
・精製建屋の逆抽出塔及びプルトニウム洗浄器の水溶液中のアジ化水素濃度がアジ化水素蒸気のベント系での凝縮を考慮したとしても爆発に至らないとして設定した目標値 (0.05mol/L)未満
運転時の TBP 濃度の確認
・分離建屋のウラン濃縮缶供給槽、プルトニウム溶液中間貯槽、抽出廃液受槽及び補助抽出廃液受槽における TBP 濃度が安全評価の根拠とした TBP 濃度(110 mg/L)よりも低く設定した目標値(**mg/L)以下
・精製建屋ウラン精製設備の供給液中間貯槽及びウラン濃縮缶供給槽における TBP 濃度が安全評価の根拠とした TBP
濃度(110mg/L)よりも低く設定した目標値(**mg/L)以下。
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の抽出廃液中間貯槽及び逆抽出液受槽における TBP 濃度が安全評価の根拠とした TBP
濃度(110mg/L)よりも低く設定した目標値(**mg/L)以下
・ 精製建屋プルトニウム精製設備の油水分離槽における TBP 濃度が安全評価の根拠とした TBP 濃度(110mg/L)よりも低く設定した目標値(**mg/L)以下
運転状況の確認
放射性物 放 射 性 物 質 移送物の落下・転倒防止に係る安全装置の作動
質の移動 の 移 動 に 係 ・使用済燃料貯蔵設備のバスケット取扱装置、バスケッ ・使用済燃料受入れ・貯蔵建屋の使用済燃料貯蔵設備のバスケット取扱装置及びバスケット搬送機においてインターロッ
クが作動しない状態で搬送物の取扱ができること
ト搬送機に対する る 安 全 対 策
・前処理建屋の燃料横転クレーンにおいてインターロックが作動しない状態で搬送物の取扱ができること
を 施 し た 設 ・燃料供給設備の燃料横転クレーン
考慮・ウラン・プルトニウム混合脱硝設備の充てん台車、搬 ・ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋の保管昇降機、保管容器移動装置、粉末缶移送装置、粉末缶払出装置、充てん台車
備
及び搬送台車においてインターロックが作動しない状態で搬送物の取扱ができること
送台車
・ウラン・プルトニウム混合酸化物貯蔵建屋の貯蔵容器台車、第１昇降機、貯蔵台車においてインターロックが作動しな等い状態で搬送物の取扱ができること・高レベル廃液ガラス固化建屋のガラス固化体検査室天井クレーン、トレンチ移送台車においてインターロックが作動しない状態で搬送物の取扱ができること
１．太字＋下線はアクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」を示す。その他は確認された事項が達成されていることを運転時に計測値等により確認する。

14

7.3 試験内容及び確認事項
アクティブ試験において実施する主な試験項目及び確認事項を、建屋別及び再処理施設全体に分類し、アクティブ試験の主な試験項目を表－５に、試験項目毎の試験内容及び確認事項を表－６～表－１６に示す。
また、表－６～表－１６において、7.2「安全関連確認事項」の考え方に基づき、「主たる根拠となる試験等」を太字＋下線で、アクティブ試験の前までにその機能が既に確認されているがアクティブ試験の連続試験等で再確認を目的にデータを採取するものを下線で識別した。下線のない試験項目は性能の確認を目的とした試験項目である。
なお、表中に記載の「所定の値」、「所定の処理能力」は、事業指定申請書等において記載されている数値を示す。

15

表－５

1.前処理建屋・せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、
溶解施設（溶解設備、清澄・計量設備）

2.分離建屋・分離施設（分離設備、分配設備）
・酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）

第１ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認（PWR）

第２ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認（PWR、BWR）

第３ステップ
施設の安全機能及び機器、設備の性能の確認（PWR、BWR）

・せん断・溶解運転性能確認試験（1-1）
・清澄・計量設備運転性能確認試験（1-2）

・せん断・溶解運転性能確認試験（1-1）
・清澄・計量設備運転性能確認試験（1-2）
・核燃料物質の移行量確認試験（1-3）

・せん断・溶解運転性能確認試験（1-1）
・清澄・計量設備運転性能確認試験（1-2）
・核燃料物質の移行量確認試験（1-3）

・処理性能確認試験（1-4）

・分離・分配性能確認試験（2-1-1）
・核燃料物質の移行量確認試験（2-1-2）

・分離・分配性能確認試験（2-1-1）
・核燃料物質の移行量確認試験（2-1-2）

・処理性能確認試験（2-1-3）
・核燃料物質の移行量確認試験（2-1-2）

・分離・分配性能確認試験（2-1-1）
・核燃料物質の移行量確認試験（2-1-2）

・酸回収性能確認試験（2-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（2-2-2）・酸回収性能確認試験（2-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（2-2-2）・酸回収性能確認試験（2-2-1）・酸回収性能確認試験（2-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（2-2-2）・酸回収性能確認試験（2-2-1）

・高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験（2-3-1）
・処理能力確認試験（性能検査）（2-3-2）・ウラン精製性能確認試験（3-1-1）・プルトニウム精製性能確認試験（3-1-2）・プルトニウム濃縮運転性能確認試験（3-1-3）
・核燃料物質の移行量確認試験（3-1-4）

・高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験（2-3-1）

・高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験（2-3-1）

・高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験（2-3-1）・ウラン精製性能確認試験（3-1-1）・プルトニウム精製性能確認試験（3-1-2）・プルトニウム濃縮運転性能確認試験（3-1-3）
・核燃料物質の移行量確認試験（3-1-4）
・処理性能確認試験（3-1-5）・酸回収性能確認試験（3-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（3-2-2）・ウラン精製性能確認試験（3-1-1）・プルトニウム精製性能確認試験（3-1-2）・プルトニウム濃縮運転性能確認試験（3-1-3）
・核燃料物質の移行量確認試験（3-1-4）

・処理性能確認試験(4-1)
・核燃料物質の移行量確認試験(4-2)

・処理性能確認試験(4-1)
・核燃料物質の移行量確認試験(4-2)

・処理性能確認試験(4-1)
・核燃料物質の移行量確認試験(4-2)

・溶液調整性能確認試験(5-1)
・脱硝性能確認試験(5-2)
・粉体処理性能確認試験(5-3)
・核燃料物質の移行量確認試験(5-5)

・溶液調整性能確認試験(5-1)
・脱硝性能確認試験(5-2)
・粉体処理性能確認試験(5-3)
・処理性能確認試験(5-4)
・核燃料物質の移行量確認試験(5-5)
・低レベル廃液処理設備運転性能確認試験(6-1)
・液体廃棄物放出量確認試験(6-3)

・処理性能確認試験(5-4)
・核燃料物質の移行量確認試験(5-5)

・液体廃棄物の廃棄施設（高レベル廃液処理設備） ・高レベル廃液濃縮設備運転性能確認試験（2-3-1）

3.精製建屋・精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製
設備）
・酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）

・ウラン精製性能確認試験（3-1-1）・プルトニウム精製性能確認試験（3-1-2）・プルトニウム濃縮運転性能確認試験（3-1-3）
・核燃料物質の移行量確認試験（3-1-4）・溶媒再生性能確認試験（3-2-2）・溶媒処理性能確認試験(3-2-3)4.ウラン脱硝建屋
・脱硝施設（ウラン脱硝設備）

5.ウラン・プルトニウム混合脱硝
建屋
・脱硝施設（ウラン・プルトニウム混合脱硝設備）

6. 低レベル廃液処理建屋
・液体廃棄物の廃棄施設（低レベル廃液処理設備）

7.低レベル廃棄物処理建屋
・固体廃棄物の廃棄施設（低レベル固体廃棄物処
理設備）

アクティブ試験の主な試験項目

・低レベル廃液処理設備運転性能確認試験(6-1)
・処理能力確認試験(6-2)
・低レベル固体廃棄物処理設備運転性能確
認試験（注２）（7-1）

・酸回収性能確認試験（3-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（3-2-2）・溶媒処理性能確認試験(3-2-3)

・低レベル廃液処理設備運転性能確認試験(6-1)
・処理能力確認試験（性能検査）(6-2)
・液体廃棄物放出量確認試験(6-3)
・低レベル固体廃棄物処理設備運転性能確認試
験（注２）（7-1）

・低レベル固体廃棄物処理設備運転性能確認試
験（注２）（7-1）

・固体廃棄物の廃棄施設（高レベル廃液ガラス固化設備）
・分析再現性確認試験（9-1）

・分析再現性確認試験（9-1）

・分析再現性確認試験（9-1）

・気体廃棄物放出量確認試験（11-1）
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認試験（11-2）
・核燃料物質の物質収支確認（11-6）

・気体廃棄物放出量確認試験（11-1）
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認試験（11-2）

第５ステップ
工場全体の安全機能及び運転性能の確認（BWR）

・酸回収性能確認試験（3-2-1）
・溶媒再生性能確認試験（3-2-2）

・液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）(6-3)

・液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）(6-3)

・低レベル固体廃棄物処理設備運転性能確認試
験（注２）（7-1）
・処理能力確認試験（性能検査）（7-2）
・ガラス溶融炉運転性能確認試験（注３）（8-1）
・ガラス固化体取扱運転性能確認試験 （ 注 ３ ）（8-2）
・処理能力確認試験（注３）（8-3）

8.高レベル廃液ガラス固化建屋

9.分析建屋

第４ステップ
工場全体の安全機能及び運転性能の確認（PWR）

・ガラス溶融炉運転性能確認試験（8-1）
・ガラス固化体取扱運転性能確認試験（8-2）
・処理能力確認試験（性能検査）（8-3）

・その他再処理設備の附属施設（分析設備）

10.使用済燃料受入れ・貯蔵建屋

・処理能力確認試験（性能検査）（10-1）

・固体廃棄物の廃棄施設（低レベル固体廃棄物処
理設備）

11.再処理施設全体

・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認試験（11-2）

・気体廃棄物放出量確認試験（性能検査）（11-1） ・気体廃棄物放出量確認試験（性能検査）（11-1）
・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認 ・線量当量率及び空気中の放射性物質濃度確認
試験（性能検査）（11-2）
試験（性能検査）（11-2）
・製品中の原子核分裂生成物含有率確認試験 ・再処理施設全体の処理性能確認試験（11-5）（性能検査）（11-3）
・核燃料物質の物質収支確認（11-6）
・製品回収率確認試験（性能検査）（11-4）
・再処理施設全体の処理性能確認試験（11-5）（注１）（性能検査）として記載している項目は、再処理規則第６条の２に示されている技術上の基準について確認を行う「性能に係る使用前検査」のことである。
（注２）低レベル固体廃棄物処理設備運転性能確認試験のうち、圧縮減容装置については、試験対象廃棄物（ドラム缶に収納された難燃性、不燃性の圧縮性廃棄物）の発生状況を勘案しつつ、第４ステップにおいて計画している処理能力確認試験に先立って、第３ステップで実施する。その他低レベル濃縮廃液乾燥装置等については、第１ステップにて実施。
（注３）これらの試験の進展によっては、ガラス固化試験の実施に必要な廃液を確保するため、第４ステップ、第５ステップの使用済燃料の処理量及び種類を変更することがある。
（ガラス溶融炉のデータ取得を慎重に実施するため、第５ステップの性能検査を実施するための廃液が不足するこ）とが想定されることから、第４ステップにおいて PWR 燃料約１１０ｔ･ＵPr に追加して廃液を準備するために必要な条件を満足する BWR 燃料をせん断処理する。

16

表－６

前処理建屋

・せん断施設（燃料供給設備、せん断処理設備）、溶解施設（溶解設備、清澄・計量設
備）
試験項目
試験内容
確認事項
せん断・溶解運転 使用済燃料を用いて、以下の試験
性能確認試験
を行う。
(1-1）
1)せん断機におけるせん断運転 ・使用済燃料せん断時の運転パラメ
機能確認
ータ及びせん断・溶解時間2)使用済燃料せん断片の溶解
・溶解液中のウラン量、プルトニウ
ム量、酸濃度の変化（ウラン、プ
ルトニウム濃度が核的制限値(350g(U+Pu)/L) よ り も 低 く 設 定
した目標値（ウラン:******* gU/Lの 範 囲 内 、 プ ル ト ニ ウ ム :***
gPu/L以下）であること、酸濃度が目標値（******** mol/L）の範囲内であること）(注１) (注２)3)溶解槽及びよう素追出し槽に ・溶解設備、せん断・溶解廃ガス処
おける蒸発率、よう素追出し率
理設備でのよう素濃度、回収硝酸
確認量4)せん断、溶解時のクリプトン放 ・せん断、溶解量とクリプトン放出
出量の確認
量との相関関係
清澄・計量設備運 使用済燃料の溶解液を用いて、以転性能確認試験下の試験を行う。
(1-2）
1)清澄設備不溶解残渣除去効率 ・清澄運転後の溶解液中の不溶解残の確認
渣濃度の分析結果による不溶解
残渣除去性能2)計量設備での溶解液均質化確 ・計量設備での溶解液の均質化時間
認
核燃料物質の移行 使用済燃料の溶解液を用いて、核 不溶解残渣、廃液及びハル・エンド
量確認試験
燃料物質の移行量の確認試験を ピースへの核燃料物質の移行量
(1-3）
行う。
処理性能確認試験(1-4)

使用済燃料を用いて、せん断、溶 定格処理運転時で連続して処理で解、清澄・計量設備における処理 きること及び運転パラメータ（圧性能確認試験を行う。
力、温度、流量）（注１）下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）溶解性能については、化学試験までにおいて溶解に関するインターロック等の作動確認を行い、またウラン試験ではウランによる溶解性能の確認を行っていることから、使用済燃料を取り扱う際の廃液等へのプルトニウムの過度の移行はないと想定できており、アクティブ試験では実際に使用済燃料を取扱うことでこの機能を確認する。
17

表－７ 分離建屋（１/３）
・分離施設（分離設備、分配設備）
試験項目
試験内容
確認事項
分離・分配性能確 使用済燃料の溶解液を用いて、認試験(2-1-1)
以下の試験を行う。
1)インラインモニタ（αモニタ） ・モニタの測定値と分析値との比較によるの機能確認
インラインモニタの校正
2)ウラン溶液 TBP 洗浄器、プル ・ウラン濃縮缶供給槽、プルトニウム溶液
トニウム溶液 TBP 洗浄器、TBP
中間貯槽、抽出廃液受槽及び補助抽出廃洗浄塔及び TBP 洗浄器の TBP
液受槽におけるTBP濃度が安全評価の根洗浄効率の確認
拠とした 110 mg/L よりも低く設定した目標値（**mg/L）以下であること(注１)3)プルトニウム分配性能の確認 ・抽出廃液、補助抽出廃液中のプルトニウ
ム濃度が未臨界濃度である 6.3gPu/Lよ
りも低く設定した目標値 (***gPu/L)以
下であること(注１) (注２)・プルトニウム洗浄器有機相出口におけるプルトニウム濃度が未臨界濃度である
7.5gPu/Lよりも低く設定した目標値(**gPu/L)以下であること(注１) (注２)4)核分裂生成物の除染性能の確 ・主要な核分裂生成物（テクネチウム、ル認
テニウム等）に対し、除染係数が目標値（ウランの流れ（テクネチウム：***、
ルテニウム/ロジウム：****、その他の核分裂生成物： *******））(プルトニウ
ムの流れ（テクネチウム： *、ルテニウ
ム/ロジウム：****、その他の核分裂生
成物： ******））以上であること(注１)
核燃料物質の移 使用済燃料の溶解液を用いて、 廃液、溶媒中への核燃料物質の移行量
行 量 確 認 試 験 核燃料物質の移行量の確認試験(2-1-2)を行う。
処理性能確認試 使用済燃料の溶解液、硝酸及び ・運転停止時における各々のフラッシュア
験(2-1-3)
溶媒を用いて、抽出器のプルト
ウトに必要な時間
ニウム/核分裂生成物フラッシ ・各処理量で連続した運転ができること及ュアウトに関する試験及び処理
び各処理量での運転パラメータ量変更による運転確認を行う。
（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。
下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）プルトニウムの分配性能（抽出性能）については、化学試験までにおいて抽出・逆抽出に関するインターロック等の作動確認を行い、またウラン試験ではウランによる抽出・逆抽出性能の確認を行っていることから、プルトニウムを取り扱う際の廃液等へのプルトニウムの過度の移行はないと想定できており、アクティブ試験では実際にプルトニウムを取扱うことでこの機能を確認する。
18

表－７

分離建屋（２/３）

・酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）
試験項目
試験内容

確認事項

＜酸回収設備＞
使用済み硝酸を用いて蒸発 ・回収した回収酸の性状（酸濃度、
酸 回 収 性 能 確 認 試 缶の処理運転性能等の酸回
放射能濃度）
験
収性能の確認試験を行う。
・回収した回収水の性状（酸濃度、(2-2-1)
放射能濃度）
・定格処理量で連続して運転ができること＜溶媒回収設備＞
溶媒再生性能確認
試験(2-2-2)

使用済み溶媒を用いて再生 ・再生した溶媒の性状（放射能濃度）
した溶媒の性状等により溶 ・再生溶媒の性状が目標値（TBP濃媒再生性能の確認試験を行
度：*****％）の範囲内であること(注)う。
・定格処理量で連続して運転ができること（注）下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取
する事項。

19

表－７

分離建屋（３/３）

・液体廃棄物の廃棄施設（高レベル廃液処理設備）
試験項目
試験内容

確認事項

高 レ ベ ル 廃 液 濃 縮 抽出廃液等を用いて、濃縮運 ・高レベル濃縮廃液の酸濃度及び鉄設 備 運 転 性 能 確 認 転性能の確認試験を行う。
濃度が目標値（酸濃度： ＊ ＊ ＊試験(2-3-1)*mol/L の範囲内、鉄濃度： ***g/L以下）であること
・除染係数が所定の値(高レベル廃液
濃縮缶：2000、アルカリ廃液濃縮
缶：11000)以上であること（注１）

処 理 能 力 確 認 試 験 高レベル廃液処理設備の処 高レベル廃液濃縮缶、アルカリ廃液(2-3-2)
理能力に関する確認試験を 濃縮缶の処理能力が所定の処理能力行う。
(高レベル廃液濃縮缶：約 3m3/h、ア
ルカリ廃液濃縮缶：約 0.3m3/h)以上であること（注１）（注２）（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）第２ステップにて性能検査を実施予定。

20

表－８ 精製建屋（１/３）
・精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製設備）
試験項目
試験内容
確認事項
ウラン精製性能確 ウラン溶液を用いて、以認試験(3-1-1)下の試験を行う。
1)各核種の除染性能の確 ・各核種に対する除染係数が目標値(ネプツ認
ニウム ***、その他の核分裂生成物 ***)
以上であること(注１)2)ウラン溶液 TBP 洗浄器 ・供給液中間貯槽及びウラン濃縮缶供給槽
及び抽出廃液 TBP 洗浄におけるTBP濃度が安全評価の根拠とし器の TBP 洗浄効率の確た 110mg/L よりも低く設定した目標値
認（＊mg/L）以下であること(注１)
プルトニウム精製 プルトニウム溶液を用い性 能 確 認 試 験 て、以下の試験を行う。
(3-1-2)
1)インラインモニタ（α ・モニタによる測定値と分析値との比較にモニタ）の機能確認
よりインラインモニタの校正
2)パルスカラムの性能確 ・抽出廃液中のプルトニウム濃度及びプル
認
トニウム洗浄器有機相出口におけるプル3)ミキサセトラの性能確
トニウム濃度が未臨界濃度である
認
8.2gPu/L よ り も 低 く 設 定 し た 目 標 値(**gPu/L)以下であること(注１) (注２)
・抽出廃液中間貯槽及び逆抽出液受槽におけ る TBP 濃 度 が 安 全 評 価 の 根 拠 と し た110mg/L よ り も 低 く 設 定 し た 目 標 値（**mg/L）以下であること(注１)・油水分離槽におけるTBP濃度が安全評価の根拠とした 110mg/L よりも低く設定した目標値（**mg/L）以下であること(注１)・プルトニウム濃縮液中の不純物含有量、アメリシウム含有量、核分裂生成物含有量が目標値（不純物：***％Pu、アメリシ
ウ ム ： *** ％ Pu 、 核 分 裂 生 成 物 ： ＊ ＊**Bq/gPu）以下であること
プルトニウム濃縮 プルトニウム溶液を用い ・濃縮係数約**を目指して運転を行い、精運転性能確認試験 て濃縮運転を行い、運転
製係数が目標値***以上であること(3-1-3)
性能の確認試験を行う。 ・凝縮液中のプルトニウム濃度が、未臨界
1)濃縮係数及び精製係数濃度である 8.2gPu/Lよりも低く設定したの確認
目標値(**gPu/L)以下であること(注１) (注２)
（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。下線
部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）プルトニウムの抽出性能については、化学試験までにおいて抽出・逆抽出に関するインター
ロック等の作動確認及び抽出・逆抽出性能の確認を行っていることから、プルトニウムを取り扱う際の廃液等へのプルトニウムの過度の移行はないと想定できており、アクティブ試験では実際にプルトニウムを取扱うことでこの機能を確認する。

21

表－８

精製建屋（２/３）

・精製施設（ウラン精製設備、プルトニウム精製設備）
試験項目
試験内容
確認事項
核 燃 料 物 質 の 移 行 ウラン溶液及びプルトニウム 廃液、溶媒中への核燃料物質の移行量確認試験(3-1-4) 溶液を用いて、核燃料物質の 量
移行量の確認試験を行う。

処 理 性 能 確 認 試 験 1)ウラン溶液、硝酸及び溶媒 ・運転停止時における各々のフラッ(3-1-5)を用いて、抽出器、洗浄器
シュアウトに必要な時間及びその等のプルトニウム/核分裂
効率
生成物フラッシュアウトに ・各処理量で連続した運転ができる
関する試験及び処理量変更
こと及び各処理量での運転パラメ
による処理性能の確認試験ータを行う。
2)プルトニウム溶液、硝酸及び溶媒を用いて、抽出塔、洗浄塔のプルトニウムフラッシュアウトに関する試験
及び処理量変更による運転確認を行う。

22表－８

精製建屋（３/３）

・ 酸及び溶媒の回収施設（酸回収設備、溶媒回収設備）

試験項目

試験内容

確認事項

＜酸回収設備＞
酸回収性能確認試験(3-2-1)

使用済み硝酸を用いて蒸 ・回収した回収酸の性状（酸発缶の処理運転性能等の濃度、放射能濃度）
酸回収性能の確認試験を ・回収した回収水の性状（酸行う。
濃度、放射能濃度）・定格処理量で連続して運転できること＜溶媒回収設備＞
溶媒再生性能確認試験(3-2-2)

使用済み溶媒を用いて再 ・再生した溶媒の性状（放射
生した溶媒の性状等によ
能濃度）
り溶媒再生性能の確認試 ・ 再 生 溶 媒 の 性 状 が 目 標 値
験を行う。
（TBP濃度：*****％）の範囲内であること(注１)・定格処理量で連続して運転できること
使用済み溶媒を用いて蒸 ・回収溶媒及び回収希釈剤の発缶等の処理運転性能等性状が目標値（回収溶媒中のの溶媒処理性能の確認試
DBP(注２)濃度：**ppm、回収希験を行う。
釈剤中の溶媒濃度：***％）
以下であること
・定格処理量で連続して運転できること＜溶媒回収設備＞
溶媒処理性能確認試験(3-2-3)（注１）下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）DBP；りん酸二ブチル

23

表－９

ウラン脱硝建屋

・脱硝施設（ウラン脱硝設備）
試験項目
試験内容
確認事項
処理性能確認試験
ウラン溶液を用いて、処理性能 定格処理量で連続して運転でき(4-1)
確認試験を行う。
ること

核燃料物質の移行 ウラン溶液を用いて、核燃料物 廃液等への核燃料物質の移行量
量確認試験(4-2)
質の移行量の確認試験を行う。

24

表－１０

ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋

・脱硝施設（ウラン・プルトニウム混合脱硝設備）
試験項目
試験内容
確認事項
溶 液 調 整 性 能 確 ウラン溶液及びプルトニウム溶
認試験(5-1)
液を用いて、以下の試験を行う。
1)溶液取扱い機器の性能確認
・貯槽内温度・混合攪拌性能
脱 硝 性 能 確 認 試 ウラン溶液及びプルトニウム溶
験(5-2)
液を用いて、以下の試験を行う。
1)脱硝装置の性能確認
・脱硝処理の終了時間が目標値（**分）以内であること（マイクロ波加熱性能）
・脱硝粉末の含水率が核的制限
値算出根拠である 5wt％以下
であること（注）2)粉末気送装置での気送運転確 ・脱硝粉末の気送性能
認
粉 末 処 理 性 能 確 脱硝粉末を用いて、以下の試験を認試験(5-3)行う。
1)粉末処理性能確認
・粉末の物性・焙焼、還元、粉砕及び粉末混合が支障なく実施できること
2)粉末取扱確認
・粉末が安定して排出でき、核的制限値 13.3kg（U+Pu）に相当する約 15kg（UO2+PuO2）以下 に 設 定 し た 目 標 値 ** kg（UO2+PuO2）で充てんが終了すること(注)
処 理 性 能 確 認 試 ウラン溶液及びプルトニウム溶 定格処理量で連続して運転でき験
液を用いて、処理性能の確認試験 ること
(5-4)
を行う。
核 燃 料 物 質 の 移 ウラン溶液及びプルトニウム溶 廃液への核燃料物質の移行量
行量確認試験
液を用いて、核燃料物質の移行量(5-5)の確認試験を行う。
（注）下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。

25

表－１１ 低レベル廃液処理建屋
・液体廃棄物の廃棄施設（低レベル廃液処理設備）
試験項目
試験内容

確認事項

低レベル廃液処理設備運 使用済燃料を処理すること 低レベル廃液蒸発缶の除転性能確認試験(6-1)
により発生する低レベル廃 染係数が所定の値（50）以液を用いて、廃液処理運転 上であること（注 1）
性能の確認試験を行う。
処理能力確認試験(6-2)

低レベル廃液処理設備の処 低レベル廃液蒸発缶の処
理能力の確認試験を行う。 理能力が所定の処理能力（第１低レベル廃液蒸発
缶：約 3.8m3/h、第２低レ
ベル廃液蒸発缶：約13m3/h）以上であること（注1）（注 2）液体廃棄物放出量確認試 使用済燃料を処理すること 液体廃棄物中の放射能量
験(6-3)
により、液体の放出放射能 が所定の値（別表－１参量の確認試験を行う。
照）以下であること（注 1）（注
3）（注 4）（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）第２ステップにて性能検査を実施予定。
（注３）表－３「アクティブ試験の進め方」に示すように、ホールドポイント２での気体及び液体廃棄物放出量の１次評価を目的として、第２ステップにおいて気体及び液体廃棄物放出量確認試験を実施する。また、第４、５ステップで実施
する気体及び液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）に先立ち、その評価方法の妥当性の確認に資するため、第１ステップ、第２ステップ及び第３ステップ
において気体及び液体廃棄物の放出に係るデータを蓄積する。
（注４）別表－１に示す核種各々について、試験期間に処理した使用済燃料に含まれる放射能量を計算コード（ORIGEN）を用いて算出した値と、事業指定申請書で設定している基準燃料*１800t・Upr 時の核種毎の放射能量との比を出す。この比に実際に放出された核種の測定値に乗じることによって算出される年間の推定放出量を、判定基準と比較する。
*１：燃焼度 45,000MWD/ｔ・Upr、冷却期間４年の使用済燃料
別表－１ 液体廃棄物中の放射能量判定基準（Ｂq/年）
測定核種（事業指定申請書記載の数値）
トリチウム
1.8 ×1016
よう素-129
4.3 ×1010
よう素-131
1.7 ×1011
その他核種
α線を放出する核種

3.8 ×109
2.1 ×1011

α線を放出しない核種
26

表－１２

低レベル廃棄物処理建屋

・固体廃棄物の廃棄施設（低レベル固体廃棄物処理設備）
試験項目
試験内容

確認事項

低レベル固体廃棄 使用済燃料を処理するこ 定格処理量で連続して運転できるこ物処理設備運転性 とにより発生する低レベ と能確認試験(7-1)
ル廃液濃縮液等を用いて運転性能確認試験を行う。

処理能力確認試験(7-2)

低レベル固体廃棄物処理 以下の設備の処理能力が、所定の処設備の処理能力に関する 理能力以上であること（注１）・低レベル濃縮廃液乾燥装置（注１）（注２）(約確認試験を行う。
0.2m3/h)
・廃溶媒熱分解装置（注１）（注２）(約 8L/h)
・雑固体廃棄物焼却装置 （ 注 １ ）（ 注 ２ ） (約75kg/h)・圧縮減容装置（注１）（注２）(圧縮力 約 1500ｔ）
・第２チャンネルボックス切断装置（注１）（注２）(約 0.5 個/h/台)・第２バーナブルポイズン切断装置（注１）（注２）(約 0.5 個相当/h)（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。
（注２）第４ステップにて性能検査を実施予定。

27

表－１３

高レベル廃液ガラス固化建屋

・固体廃棄物の廃棄施設（高レベル廃液ガラス固化設備）
試験項目
試験内容

確認事項

ガラス溶融炉運転 使用済燃料の処理により発 高放射性廃液を用いたガラス固化
性能確認試験
生する高レベル廃液等を用 運転が連続して実施できること(8-1)
いて、ガラス溶融炉の確認試験を行う。
ガラス固化体取扱 高レベル廃液等で製造され ガラス固化体取扱設備の運転が連
運転性能確認試験 たガラス固化体を用いて、 続して実施できること(8-2)
ガラス固化体取扱性能の確認試験を行う。
処理能力確認試験 使用済燃料の処理により発 ガラス溶融炉が所定の処理能力（約(8-3)
生する高レベル廃液等を用 70L/h）以上で処理できること(注１、注
いて、処理能力に関する確 ２)
認試験を行う。
（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。
（注２）第５ステップにて性能検査を実施予定。

28

表－１４

分析建屋

・その他再処理設備の附属施設（分析設備）
試験項目
分析再現性確認試験
(9-1)

試験内容

確認事項

所定の分析手順に従い、同 各分析手順における分析再一試料に対して分析を複 現性数回実施する再現性確認試験を行う。

29

表－１５

使用済燃料受入れ・貯蔵建屋

・固体廃棄物の廃棄施設（低レベル固体廃棄物処理設備）
試験項目
処理能力確認試験(10-1)

試験内容

確認事項

低レベル固体廃棄物処理 ・第１チャンネルボックス切断装置（注１）（注２）(約 0.5 個/h/
設備の処理能力に関する
台)確認試験を行う。
・第１バーナブルポイズン切断装置（注１）（注２）(約 0.5 個/h/
台)（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。
（注２）第１ステップにて性能検査を実施予定。

30

表－１６

再処理施設全体

再処理施設全体としての操作性及び処理性能等について確認する。
試験項目
試験内容
確認事項
気体廃棄物放出量 使用済燃料を処理すること 気体廃棄物中の放射能量が所定の確認試験(11-1)
により、気体の放出放射能量 値（別表－２参照）以下であるこの確認試験を行う。
と（注１）（注２）（注３）
線量当量率及び空
気中の放射性物質
濃 度 確 認 試 験(11-2)

使用済燃料等を用いて、所定 線量当量率及び空気中の放射性物の場所における線量当量率 質濃度が所定の値（別表－３参照）
及び空気中の放射性物質濃 以下であること（注１）（注４）
度の確認試験を行う。

製品中の原子核分 使用済燃料等を用いて、製品 ウラン酸化物及びウラン・プルト
裂生成物含有率確 中の原子核分裂生成物の含 ニウム混合酸化物製品中の原子核
認試験(11-3)
有率確認試験を行う。
分裂生成物含有率が所定の値（別表－４参照）以下であること（注４）
製品回収率確認試 使用済燃料等を用いて、製品 製品回収率が所定の値（U：4480kgU
験(11-4)の回収率確認試験を行う。
に対し 4400kgU の回収率、Pu：
49.4kgPu に対し 48.5kgPu の回収率）以上であること（注４）
再処理施設全体の 使用済燃料等を用いて、再処 再処理施設全体が目標とする能力
処理性能確認試験 理施設全体の処理能力の確 で安定した運転ができること(11-5)
認試験を行う。
核燃料物質の物質 使用済燃料等を用いて、再処 再処理施設全体での核燃料物質の収支確認(11-6)
理施設全体の核燃料物質の 物質収支
物質収支の確認試験を行う。
（注１）太字＋下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験が「主たる根拠となる試験等」。下線部は安全関連確認事項で、アクティブ試験では再確認を目的にデータ採取する事項。
（注２）表－３「アクティブ試験の進め方」に示すように、ホールドポイント２での気体及び液体廃棄物放出量の１次評価を目的として、第２ステップにおいて気体及び液体廃棄物放出量確認試験を実施する。また、第４、５ステップで実施
する気体及び液体廃棄物放出量確認試験（性能検査）に先立ち、その評価方法の妥当性の確認に資するため、第１ステップ、第２ステップ及び第３ステップ
において気体及び液体廃棄物の放出に係るデータを蓄積する。
（注３）別表－２に示す核種各々について、試験期間に処理した使用済燃料に含まれる放射能量を計算コード（ORIGEN）を用いて算出した値と、事業指定申請書で設定している基準燃料*１800t・Upr 時の核種毎の放射能量との比を出す。この比に実際に放出された核種の測定値に乗じることによって算出される年間の推定放出量を、判定基準と比較する。
*１：燃焼度 45,000MWD/ｔ・Upr、冷却期間４年の使用済燃料（注４）第４ステップにて性能検査を実施予定。

31

別表－２

気体廃棄物中の放射能量判定基準（Ｂq/年）（事業指定申請書記載の数値）
3.3×1017
1.9×1015
5.2×1013
1.1×1010
1.7×1010

測定項目

クリプトン-85
トリチウム
炭素-14
よう素-129よう素-131その他核種
3.3×108
α線を放出する核種
α線を放出しない核種（注１）9.4×1010（注１）クリプトン-85 以外の希ガス、よう素-129、131 以外のよう素は除く
別表－３

線量当量率及び空気中の放射性物質濃度
線量当量率
空気中の放射性物質濃度
平成 12 年科学技術庁告示第 13 号第２グリーン区域
500μSv/h 以下
条第１項に規定される濃度を超えない

イエロ区域

500μSv/h 以下

別表－４ 製品中の原子核分裂生成物含有率
ジルコニウム‐95
ウラン（金属ウラン）
ニオブ‐95
ルテニウム‐103，106
プルトニウム（金属プル セシウム‐137
セリウム‐144
トニウム）

32

平成 12 年科学技術庁告示第 13 号第７条第１項第２号に規定される濃度以下

１g 当たり左記の核種の総計で1.85×104Bq 以下
１g 当たり左記の核種の総計で4.44×105Bq 以下

8. アクティブ試験の終了条件（１）段階的試験の終了
試験運転の安全機能の確認に係る各試験項目が全て終了していること。
（２）使用前検査の終了
以下の使用前検査が全て終了していること。
・気体廃棄物放出放射能量検査
・液体廃棄物放出放射能量検査
・廃液の蒸発処理能力検査（高レベル廃液処理設備及び低レベル廃液処
理設備の処理能力）・ガラス溶融炉等の処理能力検査（高レベル廃液ガラス固化設備及び低レベル固体廃棄物処理設備の処理能力）
・線量当量率等の測定検査（線量当量率及び空気中の放射性物質濃度の測定）
・製品中の原子核分裂生成物の含有率測定検査
・製品の回収率測定検査（３）その他
・アクティブ試験結果を評価することにより、しゅん工にあたって反映
すべき安全対策等の有無について確認し、必要に応じ保安規定の変更、認可を得ていること。
・試験運転で得られた情報を運転手順書等に反映していること。
・不適合等の処置については、JEAC4111-2003 又は 2009 に準拠し、行われていること。
・使用前検査に合格していること。

33

9. 試験運転の手順書及び報告書
9.1 試験要領書及び試験手順書の作成
試験要領書、試験手順書には、試験目的、試験体制、判断基準、異常時の措置等以下の事項を記載する。
・適用範囲
・試験目的（試験の位置付け、期待される結果等）
・遵守すべき法令（試験要領書のみ）
・必要資格等（試験要領書のみ）
・試験項目
・試験体制（指揮命令系統等）
・試験前確認事項及び準備事項
・注意事項（試験期間中に要求される安全要件、異常時の措置等。必要に応じ異常時対応に係る要領書を引用）
・試験内容（必要に応じ、運転手順書等を引用）あるいは試験手順
・判定基準
・試験完了に伴う設備等の通常状態への復帰（処置、確認事項）
・その他（試験において、計装設定値等の変更、運転切り替えを必要とする場合の管理方法等。）
なお、「異常時の措置」については、運転パラメータが推移しインターロッ
クに関する制限値に達する前に設けている警報が発報するなど、試験状態が通常の挙動から外れるおそれがある場合に採るべき措置についても記載することとする。
審査、承認手続については、平成２３年１０月１３日までは再処理工場とは独立した部門である保安監査部，平成２３年１０月１４日以降は再処理工場とは独立した部門である安全管理部による技術審査を行うなどの 11.1.2「試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続」に従って実施する。
9.2 試験報告書の作成
アクティブ試験報告書は、・アクティブ試験結果の概要とその評価・収集されたデータとその評価の要約
・不適合等とその対策・是正措置の妥当性
・しゅん工後の安全性に係る評価について記載する。
審査、承認手続については、平成２３年１０月１３日までは再処理工場とは独立した部門である保安監査部，平成２３年１０月１４日以降は再処理工場とは独立した部門である安全管理部による技術審査を行うなどの 11.1.2「試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続」に従って実施する。

34

10. アクティブ試験の実施体制
10.1 組織と職務
平成２３年１０月１３日までのアクティブ試験の実施体制を図－２－１に示す。アクティブ試験中は、保安規定を遵守するとともに、「試験運転管理要領」に基づき試験運転を実施する。主な職位等の役割は次のとおりとする。
a. 社長
再処理の事業に関する業務を統括する。
b. 品質保証室長
全社品質保証活動の推進、事業部等に対する品質監査を行う。
c. 再処理事業部長
工場の試験運転活動を統括する。
d. 核燃料取扱主任者
保安上必要な場合に、核燃料物質等の取扱いに従事する者への指示、計画書等の審査、その他の保安に係る監督を行う。
e. 放射線管理部長
工場の放射線管理、個人線量管理、放射線管理施設の管理、周辺環境の監視に係る業務等を統括する。
f. 核物質管理部長
工場の計量管理、核物質防護、警備に係る業務の統括者を補佐するとともに、保障措置に係る業務を統括する。
g. 保安監査部長
核燃料取扱主任者を補佐し、原子力安全、事業部内の品質保証に係る監査業務等を統括する。
h. 品質管理部長
品質管理、不適合管理、作業安全管理、要員教育に係る業務等を統括する。
i. 防災管理部長
防災計画、防災訓練に係る業務等を統括する。
j. 再処理計画部長
再処理事業計画、予算管理に係る業務等を統括する。
k. 再処理工場長再処理事業部長を補佐し、試験運転活動の安全確保及び推進の責任を持つ。
l. 技術支援部長
工場の試験運転の技術的支援を行う。
m. 技術部長
工場の試験運転全体計画、全体スケジュール管理、技術総括、情報シ
ステムに係る業務等を統括する。
n. 運転部長
運転部部長（機械処理担当）、運転部部長（化学処理担当）、統括当直長、運転管理課長、燃料管理課長及び分析課長の所管する施設の試験
計画立案、実施、結果の評価に係る業務等を統括する。
o. 統括当直長試験実施に係る指揮を行うとともに、異常発生時に工場を安定状態へ35

移行するために必要な保安に係る指揮をとる。
p. 運転部部長（機械処理担当）
運転部のうち、前処理課長、ガラス固化課長及び廃棄物管理課長の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価に係る業務等を統括する。
q. 運転部部長（化学処理担当）
運転部のうち、分離課長、精製課長及び脱硝課長の所管する施設の試
験計画立案、実施、結果の評価に係る業務等を統括する。
r. 保修部長
工場の保修計画、保修・改良工事、保修部の所管する建設工事の残件、工事の設計に係る業務等を統括する。
s. 安全技術室長
保安・防災に係る全社方針の策定及び調整に係る業務、安全上極めて重大な事項に係る審査を行う。
平成２３年１０月１４日以降のアクティブ試験の実施体制を図－２－２に示す。アクティブ試験中は、保安規定を遵守するとともに、「試験運転管理要領」に基づき試験運転を実施する。主な職位等の役割は次のとおりとする。
a. 社長
再処理の事業に関する業務を統括する。
b. 品質保証室長
全社品質保証活動の推進、事業部等に対する品質監査を行う。
c. 再処理事業部長
工場の試験運転活動を統括する。
d. 核燃料取扱主任者
保安上必要な場合に、核燃料物質等の取扱いに従事する者への指示、計画書等の審査、その他の保安に係る監督を行う。
e. 再処理計画部長
再処理事業計画、予算管理に係る業務等を統括する。
f. 品質保証部長
品質管理、不適合管理に係る業務等を統括する。
g. 安全管理部長
核燃料取扱主任者を補佐し、原子力安全、作業安全管理、事業部内の品質保証に係る監査業務等を統括する。
h. 放射線管理部長
工場の放射線管理、個人線量管理、放射線管理施設の管理、周辺環境の監視に係る業務等を統括する。
i. 核物質管理部長
工場の計量管理、核物質防護、警備に係る業務の統括者を補佐するとともに、保障措置に係る業務を統括する。
j. 防災管理部長
防災計画、防災訓練に係る業務等を統括する。
k. 再処理工場長再処理事業部長を補佐し、試験運転活動の安全確保及び推進の責任を

36

持つ。
l. 運転部長
統括当直長を指揮し、施設の運転操作に係る業務等を統括する。
m. 統括当直長
運転操作に係る指揮を行うとともに、異常発生時に工場を安定状態へ移行するために必要な保安に係る指揮をとる。
n. 運営管理部長
工場の試験運転全体計画、全体スケジュール管理、技術総括、要員教育に係る業務等を統括する。
o. 設備保全部長
工場の共用機械設備、電気設備、計装設備の保修計画、保修・改良工事、設備保全部の所管する建設工事の残件、工事の設計に係る業務等を統括する。
p. 共用施設部長
廃棄物管理課及びユーティリティ課の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価、機械設備に係る保修・改良工事に係る業務等を統括する。
q. 前処理施設部長
前処理課及び燃料管理課の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価、機械設備に係る保修・改良工事に係る業務等を統括する。
r. 化学処理施設部長
分離課、精製課及び脱硝課の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価、機械設備に係る保修・改良工事に係る業務等を統括する。
s. ガラス固化施設部長
ガラス固化課の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価、機械設備に係る保修・改良工事に係る業務等を統括する。
t. 分析部長
分析課の所管する施設の試験計画立案、実施、結果の評価、機械設備に係る保修・改良工事に係る業務等を統括する。
10.2 アクティブ試験に係る会議体
a. 品質・保安会議
試験運転の計画、解析評価及び改造計画並びにその他の事項のうち、再処理施設の事業変更許可申請を伴う変更、保安規定の変更及び社長が必要と認める品質保証に関する事項について審議する。同会議は、副社長（安全担当）を議長とし、品質保証室長、再処理事業部長、再処理計画部長、核燃料取扱主任者の他、社長が選任した委員をもって構成し、審議を行う。
b. 再処理安全委員会
再処理事業部長の諮問を受け、再処理施設の安全性・信頼性確保に資するため、保安上の妥当性を事業部全体の観点から審議する。同委員会は、多くの知見に基づき幅広く審議するため、再処理事業部長が任命する委員長、核燃料取扱主任者の他、再処理事業部長が選任する委員をもって構成し、審議を行う。なお、構成員には、臨界、閉じ込め、37

火災・爆発防止等の専門的知見を有している者を参画させる。
c. 再処理検討委員会
大学、原子力関係機関、化学工場等の社外の専門家からなる再処理検討委員会を設け、再処理事業部長が必要とする助言を得る。
d. 技術評価委員会
試験の方法及び試験の結果の評価の妥当性並びにその他試験に係る技術的事項について審議する。同委員会は再処理工場長が任命する委
員長、各部長等により構成し、平成２３年１０月１３日までは必要に応じて AREVA NC（COGEMA が名称変更）、NDA（BNFL，BNGS，BNG-PS が名称変更）、技術支援部に、平成２３年１０月１４日以降は必要に応じて AREVA NC、NDA 等に意見照会を行う。

38

社長
品質・保安会議（事務局：安全技術室）

品質保証室

安全技術室
再処理事業部長

再処理安全委員会

核燃料取扱主任者

再処理検討委員会

再処理工場長

技術評価委員会

放
射
線
管
理
部
長

核
物
質
管
理
部
長

保
安
監
査
部
長

品
質
管
理
部
長

防
災
管
理
部
長

再
処
理
計
画
部
長

技
術
支
援
部
長

技
術
部
長

運
転
部
長

保
修
部
長

（
化
部
学
部
処
理長
担
当

）

統
括
当
直
運 長 分 燃 前
転
析 料 処
管
課 管 理
理
長 理 課
課 長
課
長
長

環
境
管
理
課
長

放
射
線
管
理
課
長

放
射
線
施
設
課
長

放
射
線
安
全
課
長

核
物
質
管
理
課
長

核
物
質
防
護
課
長

警
備
課
長

図－２－１

保
安
監
査
課
長

安
全
技
術
課
長

品
質
管
理
課
長

作
業
安
全
課
長

許
認
可
業
務
課
長

教
育
課
長

管
理
課
長

技
術
課
長

情
報
シ
ス
テ
ム
課
長

ガ
ラ
ス
固
化
課
長

）

（
機
部
械
部
処
理長
担
当

廃
棄
物
管
理
課
長

分
離
課
長

精
製
課
長

脱
硝
課
長

保
修
管
理
課
長

アクティブ試験の実施体制（平成２３年１０月１３日まで）

39

機
械
保
修
課
長

電
気
保
修
課
長

計
装
保
修
課
長

社長
品質保証室長品質・保安会議（事務局：品質保証室）
再処理事業部長

再処理安全委員会

核燃料取扱主任者

再処理検討委員会

再処理工場長

技術評価委員会

再
処
理
計
画
部
長

品
質
保
証
部
長

安
全
管
理
部
長

放
射
線
管
理
部
長

核
物
質
管
理
部
長

防
災
管
理
部
長

土
木
建
築
部
長

運
営
管
理
部
長

運
転
部
長

設
備
保
全
部
長

共
用
施
設
部
長

前
処
理
施
設
部
長

化
学
処
理
施
設
部
長

ガ 分
ラ 析
ス 部
固 長
化
施
設
部
長

精
製
課
長

脱 ガ 分
硝 ラ 析
課 ス 課
長 固 長
化
課
長

統
括
当
直
長

安
全
技
術
課
長

保
安
監
査
課
長

作
業
安
全
課
長

図－２－２

放
射
線
管
理
課
長

放
射
線
安
全
課
長

放
射
線
施
設
課
長

環
境
管
理
課
長

核
物
質
管
理
課
長

警
備
課
長

防
災
管
理
課
長

土
木
建
築
技
術
課
長

施
設
建
物
管
理
課
長

生
産
管
理
課
長

保
安
管
理
課
長

教
育
課
長

機
械
保
全
課
長

電
気
保
全
課
長

計
装
技
術
課
長

計
装
保
全
課
長

廃
棄
物
管
理
課
長

ユ 輸
送
テ 技
術
リ 課
テ 長
ィ

許
認
可
業
務
課
長

ィ

品
質
管
理
課
長

ー

品
質
保
証
課
長

前
処
理
課
長

燃 分
料 離
管 課
理 長
課
長

課
長

アクティブ試験の実施体制（平成２３年１０月１４日以降）

40

11. 試験要領書、試験報告書等の審査及び検証の方法と手順
11.1 審査及び検証手続き
11.1.1 試験運転における技術審査体制
平成２３年１０月１３日までの試験運転における技術審査体制を以下に示す。
a. 試験運転の保安に係る事項については、承認権限を有する長の承認前に、再処理工場とは独立した部門である保安監査部が技術審査を行う。
b. 保安監査部の技術審査には、国内再処理工場の運転経験を有する者及びメーカにて六ヶ所再処理工場の設計経験を有する者を従事させる。
c. 保安監査部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署（再処理工場長を含む。以下同様）への資料要求、現場確認等を実施する。また、保安監査部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査するため必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
d. 保安監査部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者の指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
e. 審査事項提出部署は、審査結果に基づき必要な是正を行う。
平成２３年１０月１４日以降の試験運転における技術審査体制を以下に示す。
a. 試験運転の保安に係る事項については、承認権限を有する長の承認前に、再処理工場とは独立した部門である安全管理部が技術審査を行う。
b. 安全管理部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署（再処理工場長を含む。以下同様）への資料要求、現場確認等を実施する。また、安全管理部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査するため必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
c. 安全管理部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者の指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
d. 審査事項提出部署は、審査結果に基づき必要な是正を行う。
11.1.2 試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続き
平成２３年１０月１３日までの試験要領書、試験手順書、試験報告書（全体及び個別）、次の試験ステップへの移行条件、試験運転の終了条件及び不適合の対応等の試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続きを以下に示す。
a. 審査事項提出部署は、承認権限を有する長の承認を得るために試験運
転の保安に係る事項を再処理工場とは独立した部門である保安監査部
長へ文書として提出する。
b. 保安監査部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署へ資料要求、現場確認等を行う。また、

41

保安監査部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査するために必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
c. 保安監査部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者へ指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
d．審査事項提出部署は審査結果により必要な是正を行った後、承認権限を有する長の承認を得る。また、回答が必要な場合には、文書にて保安監査部長へ回答を行う。
e. このうち再処理事業部長の承認が必要な事項を再処理事業部長へ上申する際、核燃料取扱主任者は、保安上必要な場合には再処理事業部長
へ指示を行う。
f.再処理事業部長は、再処理事業の安全性・信頼性確保に資するため、試験運転に係る重要な事項について、再処理安全委員会へ諮問する。再処理事業部長は、核燃料取扱主任者の意見及び再処理安全委員会の審議
結果を尊重した上で判断を行う。
g. 保安監査部長は、監査の観点から監査計画を策定し、技術審査した事
項が的確に実施されていることを適宜検証するため、安全上重要な施設に係る試験項目から任意に選定した試験に立会う等、必要に応じて現場での確認を行うとともに、試験結果等の記録を確認する。
平成２３年１０月１４日以降の試験要領書、試験手順書、試験報告書（全体及び個別）、次の試験ステップへの移行条件、試験運転の終了条件及び不適合の対応等の試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続きを以下に示す。
a. 審査事項提出部署は、承認権限を有する長の承認を得るために試験運
転の保安に係る事項を再処理工場とは独立した部門である安全管理部長へ文書として提出する。
b. 安全管理部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署へ資料要求、現場確認等を行う。また、安全管理部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査するために必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
c. 安全管理部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者へ指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
d．審査事項提出部署は審査結果により必要な是正を行った後、承認権限を有する長の承認を得る。また、回答が必要な場合には、文書にて安全管理部長へ回答を行う。
e. このうち再処理事業部長の承認が必要な事項を再処理事業部長へ上申する際、核燃料取扱主任者は、保安上必要な場合には再処理事業部長
へ指示を行う。
f.再処理事業部長は、再処理事業の安全性・信頼性確保に資するため、試験運転に係る重要な事項について、再処理安全委員会へ諮問する。再処理事業部長は、核燃料取扱主任者の意見及び再処理安全委員会の審議
結果を尊重した上で判断を行う。

42

g. 安全管理部長は、監査の観点から監査計画を策定し、技術審査した事
項が的確に実施されていることを適宜検証するため、安全上重要な施設に係る試験項目から任意に選定した試験に立会う等、必要に応じて現場での確認を行うとともに、試験結果等の記録を確認する。
11.2 審査等の考え方
試験要領書、試験報告書等に係る技術審査では、試験要領書、試験報告書等に記載された内容が再処理施設の事業指定申請書、設工認申請書等の要求事項を満足するように作成されているかを審査の基本として、試験運転の実
施、評価・検証にあたり安全性に問題がないことを確認する｡（１）試験要領書、試験手順書の技術審査
試験要領書及び試験手順書の技術審査では、アクティブ試験計画書と適合しているか、「試験の判定基準」が事業指定申請書、設工認申請書等と適合しているか、必要なデータシートが定められているかなどを確認する。
（２）試験報告書の技術審査
試験報告書の技術審査では、試験手順書に従って試験が実施されたか、試験結果が試験の判定基準を満足しているか（試験結果が測定結果から直接的に得られない場合は、得られた測定結果を評価し、判定基準を満足しているか及び評価プロセスが妥当であるか）、運転データの評価・分析がされているか、しゅん工にあたって必要な反映事項が評価されているか等を
確認する。

43

12. 不適合等の取扱い
12.1 不適合等の手続き
管理担当課長は、不適合等（不適合事項と改善事項）が発生した場合には、応急措置を行うとともに、不適合等処理票を作成し、事象の発見、若しくは改善処置が必要と判断した日から５日以内（休祭日を除く）に起票する。判別が不明確なものも含め、不適合等に該当する可能性があるものについては、不適合等処理票を作成し、起票する。
平成２３年１０月１３日までは品質管理課長が、平成２３年１０月１４日
以降は品質保証課長が、当該事象が「不適合」か「不適合未満」かを判断する。なお、判断に疑義を生じる場合には、社内で設置する不適合検討ワーキ
ング(注１)に諮る。
処置担当課長は、不適合等の処置方針を検討した後、不適合等の確定原因、処置内容、不適合等の重要度、水平展開の要否、再発防止対策について、不適合等処理票に記載する。
不適合等の重要度は、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」、「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」、「安全性に関係する機能に係らない不適合等」(注２)に分類する。
平成２３年１０月１３日までは品質管理課長が、平成２３年１０月１４日
以降は品質保証課長が、処置内容等について、不適合検討ワーキングに諮り、その妥当性を確認する。不適合等の重要度、処置方針（設備の改造が必要な場合の、設計の妥当性を含む。）及び水平展開については、平成２３年１０月
１３日までは保安監査部において、平成２３年１０月１４日以降は安全管理部において審査する。
不適合等処理票については、不適合等の重要度に応じて、承認手続きを行う（安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等の場合には、核燃料取扱主任者による審査、再処理安全委員会における審議を経て、再処理事業部長が承認する。その他の安全性に関係する機能に係る不適合等の場合には、核燃料取扱主任者による審査を経て、再処理工場長が承認する）。
処置内容等について承認を得た後に、処置担当課長は、不適合等の処置を行う。
処置を行う上で許認可の変更申請が必要なものについては、許認可の変更手続きを実施したうえで、処置（水平展開、再発防止対策を含む）を行う。
平成２３年１０月１３日までは保安監査部長が、平成２３年１０月１４日
以降は安全管理部長が、審査をした事項が的確に実施されていることを適宜検証するために、必要に応じ、現場確認等において改造に係る施工の品質管理等について確認を行う。
また、アクティブ試験においては、以下に示した事項を実施していくこと
により、不適合処理をより的確かつ迅速に実施していくよう努めるとともに、
7.1.2「試験の基本的な進め方」に記載したホールドポイント毎に不適合等の処置状況が適切であるかを確認する。
・ 試験の目的に照らして妥当な試験結果が得られたかについて、先行施設の経験を有する者が参画し、横断的に評価することによって、的確に試験に係る不適合事項や改善事項を抽出する。

44

・ アクティブ試験の項目の終了ごとに、試験に係る不適合事項や改善事項の抽出もれがないことをすみやかに確認することとする。なお、改善事項については、試験項目のくくりには捉われず、試験運転おける幾つかの事例に基づいた提案や類似事象の発生頻度を評価した上で、提案することもある。
不適合等を品質保証連絡会で社内及び協力会社に周知することにより、情報の共有化を図る。
（メーカのノウハウ、核物質防護に係わる情報および核不拡散上の機微な情報を除く。）（注１）「不適合検討ワーキング」：平成２３年１０月１３日までは品質管理部
品質管理課長の、平成２３年１０月１４日以降は品質保証部品質保証課
長の諮問機関として、再処理事業部部長を委員長とし、保修、安全、運転管理に関する先行施設の運転経験を持つ等の技術的能力を有する委員により構成し、不適合等のレベル、原因の究明、処置方針、水平展開の内容が妥当であるか等について評価、確認を行う会議体。
（注２）本計画書で「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合等」、「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」、「安全性に関係する機能に係らない不適合等」と分類した不適合等は、「再処理施設試験運転全体計画書」等でそれぞれ「保安上重要な不適合等」、「それ以外の保安に係る不適合等」、「保安に係らない不適合等」と分類していたものを読みかえる。
12.2 試験に関係する不適合事項の取扱い
運転パラメータが推移し、安全上重要な施設のインターロックに関して制限値に達する前に設けている警報が発報する等、試験状態が通常の挙動から外れるおそれがある場合には、警報対応手順書に基づき、統括当直長は、安全性を確認した上で当該機器に関する試験運転を一旦中断する。
設計の考え方として、例えば、前処理建屋 せん断・溶解設備のように二系列を有する工程において、一系列を停止した場合であっても、運転継続可
能としている設備もあるが、試験運転という観点から、アクティブ試験においては、残りの系列の試験運転が継続可能であっても、安全性を確認した上で、当該工程に関する試験を一旦中断する。
試験再開に向けた手続きは、以下のとおりとする。
① 主担当課長は、確認された不適合事項が他の試験に与える影響を評価し、影響がある場合には必要な処置を講じる。
当該不適合事項の原因及びその処置（対策）内容等について、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合事項」、「その他の安全性に関係する機能に係る不適合事項」の場合には、核燃料取扱主任者による審査を受ける。さらに、「安全上重要な施設の安全機能に係る不適合事項」の場合は再処理安全委員会で審議の上、再処理事業部長が承認する。
「その他の安全性に関係する機能に係る不適合等」の場合は再処理工場長が承認する。なお、処置方針の検討にあたっては、当該機器・設備を使用することもある。但し、機器・設備を使用する際には、事前に安全に係る措置

45

を講じ、前述の当該不適合事項の原因及びその処置（対策）内容等に関する承認手続きと同様な手続きを行った後実施する。
② 平成２３年１０月１３日までは運転部長が、平成２３年１０月１４日以
降は主担当課長が所属する部の部長が、当該試験実施に必要な処置が完了していることを確認した上で再開の指示を行う。

46

13. 教育訓練
13.1 教育訓練の概要
運転部門、保修部門及び放射線管理部門の要員の教育訓練として、13.3.2「アクティブ試験中に実施する教育訓練」を実施するとともに 13.3.3「保安規定に定める教育訓練」を実施する。
13.2 教育訓練計画の立案及び実施
平成２３年１０月１３日までの教育訓練計画の立案及び実施について以下に示す。
運転部、保修部及び放射線管理部の各課長は、技術審査を受けた教育訓練の全体計画（試験要員等に必要な知識、技能及び目標とする到達レベル並びに教育訓練の効果の確認方法等を定めたもの）に基づき、運転要員、保修要員及び放射線管理要員に対する教育訓練の個別計画を策定する。
各部長は、この個別計画について、全体計画に基づき具体的教育訓練項目が示されていること、その教育項目に対し教育実施時期、教育必要要員数が記載されていることを確認し、承認する。
また、教育課長は、教育訓練の全体計画について、教育の実施状況、これまでの試験運転の経験等を踏まえ、見直しが必要か否かを評価し、見直しが必要な場合には、見直しを行う。
運転部、保修部及び放射線管理部の各課長は、教育訓練個別計画に基づき各課員に教育を受けさせ、その結果を各部長へ報告する。また、保安教育に関する結果を再処理事業部長及び核燃料取扱主任者へ報告する。
運転部、保修部及び放射線管理部の各課長は各課員の教育結果を記録し保存する。
平成２３年１０月１４日以降の教育訓練計画の立案及び実施について以下に示す。
運転部の統括当直長、設備保全部、共用施設部、前処理施設部、化学処理施設部、ガラス固化施設部、分析部、放射線管理部の各課長は、技術審査を受けた教育訓練の全体計画（試験要員等に必要な知識、技能及び目標とする
到達レベル並びに教育訓練の効果の確認方法等を定めたもの）に基づき、運転要員、保修要員及び放射線管理要員に対する教育訓練の個別計画を策定する。
各部長は、この個別計画について、全体計画に基づき具体的教育訓練項目が示されていること、その教育項目に対し教育実施時期、教育必要要員数が記載されていることを確認し、承認する。
また、教育課長は、教育訓練の全体計画について、教育の実施状況、これまでの試験運転の経験等を踏まえ、見直しが必要か否かを評価し、見直しが必要な場合には、見直しを行う。
運転部の統括当直長、設備保全部、共用施設部、前処理施設部、化学処理施設部、ガラス固化施設部、分析部、放射線管理部の各課長は、教育訓練個別計画に基づき各課員に教育を受けさせ、その結果を各部長へ報告する。また、保安教育に関する結果を再処理事業部長及び核燃料取扱主任者へ報告する。

47

運転部の統括当直長、設備保全部、共用施設部、前処理施設部、化学処理施設部、ガラス固化施設部、分析部、放射線管理部の各課長は、各課員の教育結果を記録し保存する。
13.3 教育訓練の内容
13.3.1 アクティブ試験に向けての教育訓練
アクティブ試験では、臨界になる能力を有する核燃料物質であるプルトニ
ウム及び高い放射能を持つ核分裂生成物を取り扱うことになることから、以下の教育・訓練を実施している。
・ 臨界事故・臨界安全管理の基本方針・臨界警報装置吹鳴時の措置に係る臨界安全管理に関する教育・ 汚染拡大防止・外部被ばく低減・内部被ばく防止に係る放射線管理に関する教育・ 異常時・非常時の初動対応、各部門間の連携、迅速な対外対応に関する習熟度を向上させるため、臨界発生時の防災訓練及び臨界退避訓練
・ グローブボックスに関する技能を向上させるため、グローブボックス操
作訓練
なお、保安規定変更に際しては、安全上重要な施設の機能を確保するために必要な系統構成及びそれらが運転不能となった場合の措置、並びに、動的機器においては多重性が損なわれた状態の継続に対する許容時間について、
保安規定変更申請後、速やかに教育を実施する。
13.3.2 アクティブ試験中に実施する教育訓練
・運転要員については、試験運転を通して知識の習得及び技能の習熟度を向上させる（試験要領書、運転手順書、警報対応手順書等の習熟含む）。なお、
プルトニウムを取扱うグローブボックスに関する運転技能を向上させるため、グローブボックス操作訓練を実施する。
・保修要員については、試験運転において発生する各種保修業務等を通して、保修管理及び保修実務の知識の習得及び技能の習熟度を向上させる。なお、
プルトニウムを取扱うグローブボックス内の機器の保修技能を向上させる
ため、グローブボックス操作訓練を実施する。
・放射線管理要員については、試験運転における放射線管理業務を通して、
放射線管理実務の知識の習得及び技能の習熟度を向上させる。特に、プルトニウムのα線測定と内部被ばく防止の観点からの汚染拡大防止に係る技能を習得させる。
・臨界総合訓練等を年数回実施し、異常時・非常時の初動対応、各部門間の連携、迅速な対外対応等に関する習熟度を向上させる。
13.3.3 保安規定に定める教育訓練
保安規定に定める以下の教育訓練を入所時及び年１回実施する。
・関係法令及び保安規定に関すること
・再処理施設の構造、性能及び操作に関すること・放射線管理に関すること
・核燃料物質等の取扱に関すること48

・非常の場合に採るべき処置に関すること
13.3.4 技術・技能認定制度の運用について
技術・技能認定制度については、運転要員に加え、保修要員・放射線管理要員まで対象を拡大し、アクティブ試験に必要な技能の確認を行うとともに、操業に向けた制度の充実を図る。また、アクティブ試験においても継続して、技術・技能認定を行う。

49

14. 試験中の安全対策
アクティブ試験においては、7.1「アクティブ試験の進め方とスケジュール」
で述べたように、ホールドポイントを設定し、それまでに実施した試験結果に基づき、次のステップへ移行するにあたり安全上支障のないことを評価した上で、次のステップへ進む。また、各ステップにおける試験運転は、保安規定に基づき操作を実施するとともに、具体的には、以下のような安全対策を講じて試験を行う。
14.1 アクティブ試験時における運転要員の遵守義務
アクティブ試験時には、保安教育を受講し、再処理工場長が再処理施設の操作に必要な知識等を有すると認めた運転要員が、運転手順書等を用いて運転操作を行う。
14.2 臨界安全
アクティブ試験においては、ウラン試験までと異なりプルトニウム等を取り扱うために、臨界安全管理を行う機器から臨界安全管理対象外の機器等への液移送にあたっては、統括当直長と各施設当直長による施錠管理を行う。
この施錠管理は、複数の人間（統括当直長、各施設当直長及び運転要員）
及び計算機により「分析施設において分析され承認された分析値」と「移送を行うための臨界安全管理上の管理値」との照合を行うことで臨界管理を行うものである。
例えば、分離建屋等での臨界管理の前提条件（ウラン-235 1.6wt％以下及びプルトニウム-240 17wt％以上）の管理は、前処理建屋 計量調整槽において行う。この管理は、臨界施錠管理により行われる。
なお、アクティブ試験において、使用済燃料のせん断、溶解、ハル洗浄と並行して、臨界管理の補助的手段としての核計装の調整も行う。
14.3 閉じ込め
閉じ込めについては、塔槽類等の機器、セル及び室を換気設備により負圧に維持しており、また、万一液体状の放射性物質が漏えいした場合には、漏えいの拡大を防止し安全に処置できる設計（漏えい液回収受け皿の設置、堰の設置、漏えい液の回収・処理設備の設置等）としている。
アクティブ試験期間中、統括当直長は、以下の監視を中央制御室において行うことで閉じ込め機能が維持されていることを確認する。
・建屋及び塔槽類の負圧並びに排風機の風量
・漏えい液受皿の集液溝等の液位高の警報が発報していないこと
14.4 火災・爆発の防止
アクティブ試験においては、ウラン試験までと異なりプルトニウム等を取り扱うことから、放射線分解により発生する水素の爆発を防止するため、火災・爆発に係る安全対策として、水素掃気機能の維持が必要となる。このことから、アクティブ試験期間中、統括当直長は、水素掃気のために供給している圧縮空気の流量低警報が発報していないことの監視を行うことで、火災・爆発の防止に係る機能が維持されていることを確認する。

50

その他、アクティブ試験期間中、統括当直長は、以下の監視を中央制御室
及び現場において行うことで、火災・爆発の防止に係る機能が維持されていることを確認する。
・せん断機の窒素ガス供給に関しては、流量低の警報及び流量の指示値
・濃縮缶及び蒸発缶については、缶内温度及び加熱蒸気温度
・ウラン・プルトニウム混合脱硝施設還元炉への還元用窒素・水素混合ガスの供給については、水素濃度高警報
・分離建屋のプルトニウム分配塔及びプルトニウム洗浄器、精製建屋の逆抽出塔及びプルトニウム洗浄器に供給される硝酸ヒドラジン溶液等については、流量の指示値
14.5 崩壊熱除去
アクティブ試験においては、ウラン試験までと異なり放射性物質を含む溶液の崩壊熱による機器内での過度の温度上昇を防止するため、崩壊熱除去に係る安全対策として、安全冷却水による高レベル廃液等の貯槽の冷却機能の維持などが必要となる。
このことから、アクティブ試験期間中、統括当直長は、以下の確認を行うことで、崩壊熱除去に係る機能が維持されていることを確認する。
・安全冷却水流量、高レベル廃液貯槽内温度・ウラン・プルトニウム混合酸化物貯蔵建屋の貯蔵室出口風量14.6 誤操作に関する安全対策
誤操作を防止するために、以下の対策を講じる。
・アクティブ試験を開始する前に、運転要員に試験の計画、目的等について十分教育を実施し、徹底して周知する。
・試験手順書及び運転手順書に従い操作を行うことを運転要員に徹底する。
・操作前の操作内容等の理解のための事前検討の実施を運転要員に徹底する。
・重要操作のダブルチェックを運転要員に徹底する。
・ヒューマンエラーの事例について、運転要員に周知し、再発防止を図る。
・注意喚起の掲示等のヒューマンエラー防止のための対策を実施する。
また、機器類等の作動状況を中央制御室の監視制御盤画面等により、監視を行い、異常信号が監視制御盤上に表示された場合には、速やかに適切な処置を行う。
なお、インターロック等の計測制御装置、警報装置等は、ウラン試験までの試験を通して、その性能が既に確認されており、さらにその機能を維持するため、保守、点検を行う。
14.7 故障等に関する安全対策
管理担当課長は、機器類等が正常に作動するように、必要に応じて保修作業を当該設備の保修担当課長に依頼する。保修担当課長は、修理、機器・部品の交換等の作業にあたり、作業計画を十分に検討、評価し、機器・部品の除染、汚染拡大防止の措置を講じた上で、作業者の高線量被ばく及び内部被51

ばくの防止に努める。
更に、安全上重要な設備、機器については、冗長性を有しており、一方が故障又は誤作動した場合であっても、もう一方において安全性が確保できる設計としていることから、一方が故障又は誤作動した場合であっても試験状態が通常の状態から逸脱していないことを確認できた場合には、試験は継続するものの状態監視の強化を図るとともに、速やかに原因を確認し、ある一定の期間内に保修を行う。
14.8 化学薬品等の取扱い
管理担当課長は、化学薬品を取扱う場合、その性状、危険性に応じ必要な装備をするとともに取扱い事項を遵守するものとする。アクティブ試験中に使用する主な化学薬品の取扱いについて、表－１７に示す。

52

表－１７
化学薬品

硝酸

主な化学薬品等の取扱いについて貯蔵にあたっての考慮取扱いにあたっての考慮
硝酸は試薬建屋に貯蔵 する。
水酸化ナトリウ 水酸化ナトリウムは試 
ム
薬建屋に貯蔵する。

TBP 及びｎ-ドデカンは 
有機溶媒（TBP、 試薬建屋に貯蔵し、各ｎ-ドデカン）
建屋では、届出の最大 
数量以下で取扱う。
硝酸ヒドラジンは試薬
硝酸ヒドラジン 建屋の屋外に貯蔵し、（HN）各建屋では、届出の最
大数量以下で取扱う。
硝酸ヒドロキシルアミ 
硝酸ヒドロキシンは、試薬建屋に貯蔵
ルアミン（HAN）
する。

法令に定められた貯蔵
酸素、窒素、水 タンク、又は容器に貯素蔵し、容器は所定の場

所に置く。


試験指揮者の指示に従う。
人体に直接触れないよう、ゴム手袋、ゴム長靴、ゴム前掛、メガネ等の保護具を適宜着用する。
室内は常に換気するが、適宜防護マスクを着用する。
薬品類が人体に触れた場合には、近くに設置されているシャワー、洗眼器等で速やかに洗い流す。
作業場所は常に整理、整頓を心がける。
フランジ部のガスケットは、正規のものを確実に取り付ける。
漏えいした硝酸及び HN は水洗浄する
か、水分を含むウエス又は紙タオルにて拭取る。また、硝酸及び HN を含むウ
エス又は紙タオルは十分水洗いした
後、樹脂製又は金属製容器に収納する。
HN の取扱いにあたっては、温度低下に伴う結晶の析出を防止する。
HAN の取扱いにあたっては、濃度、温度、Fe 不純物量を監視するとともに、接触する硝酸濃度を制限する。
試験指揮者の指示に従う。
巡視によりガス漏えいのないことを点検する。
酸素配管の近くには可燃性の油類を置かない。
高圧ガス製造所では火気を使用しない。
発火しやすいものを携帯して高圧ガス製造所に立ち入らない。

14.9 通報連絡等
アクティブ試験中において、万一、汚染、被ばく、環境への放出等が発生した場合には、事象の重大性・緊急性に応じた通報連絡、対策を実施する。
迅速かつ、確実な通報連絡のため、あらかじめ通報連絡系統を定めるとともに、社外への連絡を行う連絡責任者を任命する。
また、重大災害等の発生時には、トラブル収束措置、復旧措置等の現場対応、社外への情報発信等の対応を一括して行う組織を設置することとし、非常時の対応要領をあらかじめ定める。

53

15. 試験上の条件及び制限
15.1 核的制限
形状寸法管理、濃度管理、質量管理、同位体組成管理、中性子吸収材管理、これらの組合せ等により臨界安全設計を行い、適切な核的制限値を設定している。
アクティブ試験においては、核的制限値に係るインターロック又は警報の機能を確保する他、核的制限値が設定されている溶液の移送操作については、施錠管理を行うことにより、事故防止を図る。
15.2 化学的制限
有機溶媒の異常な温度上昇のおそれのある機器には、化学的制限値として
ｎ-ドデカンの引火点（74℃）を適用し、事故防止を図る。
また、ウラン・プルトニウム混合脱硝施設の還元炉に使用する還元用窒素・水素混合ガスについては、化学的制限値として水素最高濃度（6.0vol％）を適用し、事故防止を図る。
15.3 熱的制限
TBP 又はその分解生成物であるりん酸二ブチル、りん酸一ブチルと硝酸、硝酸ウラニル又は硝酸プルトニウムの錯体（以下、「TBP 等の錯体」という。
）の急激な分解反応のおそれのある機器には、熱的制限値として加熱蒸気最高温
度（135℃）を適用し、事故防止を図る。

54

16. 放射線管理
アクティブ試験における放射線管理は、初めて核分裂生成物やプルトニウ
ムを取扱うことから、これらの取扱いに伴う作業者の被ばく量を低くするため、作業実施に伴う放射線防護措置の状況を確認し、作業による線量及び作業場の放射線環境に応じた作業方法（作業における防護装備、汚染拡大防止対策等）を立案したうえで、放射線防護上の措置を講じる等保安規定を遵守し、実施する。
放射線管理は、既に再処理設備本体等におけるウラン試験及びしゅん工している設備（使用済燃料受入れ・貯蔵建屋等）において実施しているが、ア
クティブ試験においては核分裂生成物やプルトニウムを考慮した以下のような放射線管理を重点的に行う。
（１）被ばく管理及び施設放射線管理
被ばく管理としては、放射線業務従事者に係る線量限度（100mSv/５年、50ｍSv/年、女子は 5mSv/３ヶ月）を下回る管理目標（男子では年間 20mSv
且つ１日 1mSv、女子は３ヶ月で 4mSv）を設定するとともに、線量当量率のうち中性子線の測定についてはアクティブ試験から実施する。
また、作業者のプルトニウムによる内部被ばく防止の観点から、施設内の汚染管理、空気中の放射性物質濃度管理を徹底する。
（２）放出管理① 液体廃棄物
液体廃棄物の放出にあたって、放出前貯槽において、トリチウム、よう素－129、よう素－131 の核種に対する測定を重点的に行い、測定された放射性物質濃度に基づき放出量を積算して逐次管理することにより、年間の累計放出放射能量が放出管理目標値（別表－１）を超えないことを確認し、海洋放出を行う。なお、アクティブ試験においては、試験運転であることを考慮し、アクティブ試験の早い段階で放出放射能に係る性能が設計どおりであることを確認するという観点から、7.1.2「試験の基本的な進め方」に記載したステップ毎に、表－１１ 注４に示す評価方法（処理した使用済燃料中に含まれる放射能量を基に推定放出量を算出）により、環境への放出放射能量の評価を行う。
② 気体廃棄物
気体廃棄物の放出にあたって、主排気筒等において、トリチウム、炭素－14、よう素－129、よう素－131、クリプトン－85 の核種に対する測定を重点的に行い、測定された放射性物質濃度に基づき放出量を積算して逐次管理することにより、放射性物質の年間の放出量が放出管理目標値（別表－２）を超えないように管理する。なお、アクティブ試験においては、試験運転であることを考慮し、アクティブ試験の早い段階で放出放射能に係る性能が設計どおりであることを確認するという観点から、7.1.2「試験の基本的な進め方」に記載したステップ毎に表－１６の注３に示す評価方法（処理した使用済燃料中に含まれる放射能量を基に推定放出量を算出）により、環境への放出放射能量の評価を行う。

55

（３）環境監視
環境放射線管理としては、使用済燃料の受入れ・貯蔵開始から実施している、モニタリングポスト（周辺監視区域境界付近に設置）及びモニタリング
ステーション（周辺監視区域外に設置）における外部放射線等の連続監視並
びに環境試料（空気、飲料水、陸土、陸上植物、畜産物、海水、海底土及び海産物等）の定期的な採取による放射能分析・測定をアクティブ試験においても継続して行う。
上記に加え、アクティブ試験においては、新たにプルトニウム、アメリシ
ウム及びキュリウムの放射能分析・測定を実施する。
（なお、プルトニウム、
アメリシウム及びキュリウムの事前データ採取をアクティブ試験開始前か
ら開始している。）（４）異常時の措置①汚染や漏えいの発生管理区域内において、汚染や漏えいを発見した場合、発見者は可能な限り汚染拡大防止措置を取るとともに、制御室、関係箇所へ連絡する。その後、放射線環境の確認を行い必要に応じ立入の規制を行う。汚染の除去にあたっては、施設状況及び放射線環境を考慮した計画を立案し、実施する。
② 線量当量率及び空気中放射性物質濃度の上昇
管理区域内のエリアモニタ及びダストモニタにより、線量当量率及び空気中放射性物質濃度の連続測定を行い、制御室にて監視する。
線量当量率等の予期せぬ上昇により高警報が吹鳴した場合、当該区域における作業者を退避させる。その後、作業環境の線量当量率等を低減するための計画を立案し、実施する。
③ 身体汚染・体内への取り込み
作業者の身体に汚染が認められた場合には、直ちに身体除染を実施する。
傷口汚染や鼻スミヤ等により体内への放射性物質の取り込みが確認された場合には、取扱い核種や空気中放射性物質濃度に応じて、ホールボディカ
ウンタ、肺モニタ、バイオアッセイによる内部被ばく評価を行う。上記の対応の結果、必要に応じて医師の診断を受けさせる。
④ 外部被ばく
過剰な被ばく又はそのおそれがある場合には、放射線環境からの推定及び個人線量計の臨時測定による外部被ばく評価を行うとともに、必要に応じて医師の診断を受けさせる。
⑤ 管理区域内での負傷管理区域内で負傷者が発生した場合、人命第一を基本に、負傷の状態に応じた応急措置や通報連絡を行う。
負傷部位が汚染又はそのおそれがある場合、状況に応じて、可能な限り除染又は汚染拡大防止措置を取り、管理区域外に搬送する。
⑥ 気体廃棄物及び液体廃棄物の異常放出
排気モニタリング設備の測定値に異常が認められた場合には、せん断処理
運転を中断するなどの応急措置を講じた上、フィルタの健全性確認、施設運
転状態の確認などによる原因究明を行い、フィルタ交換などの必要な措置を
講じる。

56

排水モニタの測定値に異常が認められた場合には、海洋放出ポンプによる排水の海洋放出を行わず、再分析を行い排水中の放射能濃度が高い場合には、希釈又は上流の処理設備に戻し再度処理を行うなどの必要な措置を講じる。

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17. 放射性廃棄物の廃棄
アクティブ試験における放射性廃棄物の廃棄は、保安規定を遵守し、以下のように処理する。
17.1 気体廃棄物の処理
気体廃棄物の放出にあたっては、排気モニタリング設備により、排気する
放射性物質の監視・測定を行う。
放射性物質の監視・測定は、クリプトンについてはガスモニタにより連続監視を行い、よう素、トリチウム等については、定期的に放射性物質の捕集試料を採取し、分析することにより監視する。また、周辺監視区域付近に設置したモニタリングポスト及び周辺監視区域外に設置したモニタリングステーションにおいて、外部放射線等の連続監視を行うとともに環境試料を定期的に採取し、放射能分析・測定を行う。
17.2 液体廃棄物の処理
液体廃棄物は、放射性物質の濃度を測定し、放出量を確認した後、海洋放出管を通して海洋に放出する。
アクティブ試験期間中は、第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管と第２海洋放出ポンプから導く海洋放出管が接続されており、再処理設備本体等から発生する液体廃棄物の処理廃液は、第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管を通して海洋放出する。一方、使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設から発生する液体廃棄物は、第２海洋放出ポンプから導く海洋放出管を通して海洋放出する。
海洋放出にあたっては、第１海洋放出ポンプによる海洋放出と第２海洋放出ポンプによる海洋放出を同時に行わないよう管理する。
なお、しゅん工前に第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管と第２海洋放出ポンプから導く海洋放出管を切り離し、使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設から発生する液体廃棄物は、低レベル廃液処理建屋に移送し、再処理設
備本体等から発生する液体廃棄物と同様に、第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管を通して海洋へ放出する。（図－３参照）
17.3 固体廃棄物の処理
アクティブ試験中に発生する高レベル廃液、低レベル濃縮廃液、廃溶媒、雑固体廃棄物（使用済燃料受入れ・貯蔵施設における固体廃棄物のうち、ア
クティブ試験対象設備である第１チャンネルボックス切断装置及び第１バー
ナブルポイズン切断装置に関連する廃棄物を含む）等は、固体廃棄物の廃棄施設で処理し、固化体をそれぞれの貯蔵設備で保管廃棄する。

58

低レベル廃液
処理建屋

使用済燃料
受入れ・貯蔵
建屋

使用済燃料
受入れ・貯蔵
管理建屋

第２海洋放出ポンプから導く海洋放出管
第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管
ピットR-1

海洋へ

アクティブ試験中の海洋放出

低レベル廃液処理建屋

使用済燃料 使用済燃料
受入れ・貯蔵 受入れ・貯蔵建屋
管理建屋

第２海洋放出ポンプから導く海洋放出管
第１海洋放出ポンプから導く海洋放出管
ピットR-1

海洋へ

しゅん工後の海洋放出

図－３アクティブ試験中に発生する液体廃棄物の海洋放出5918. 試験運転中の保修管理担当課長又は保修担当課長は、試験運転を安全かつ計画的に遂行するよう設備の点検保修を適切に行い、点検、保修作業の実施にあたっては保安規定及び保安規定に係る基準類に従い、作業の安全管理に努める。
なお、使用前検査の終了後、しゅん工までの期間においては、安全機能について問題がないことを保安規定に定める自主検査にて確認する。
19. 核燃料物質の計量管理
原子炉等規制法第 61 条の８に基づき、計量管理規定を定め、計量管理を実施する。
また、アクティブ試験期間においては、計量管理規定に基づき実施される実在庫確認、中間在庫確認（NRTA（ニアリアルタイム計量管理）等）及び受払間差異等に関して、データの評価を行う。
20. 核物質防護
原子炉等規制法第 48 条に基づき、核物質防護規定を定め、核物質防護措置を実施する。アクティブ試験時においては、しゅん工後と同等の防護措置を実施する。
・周辺防護区域を設定し、人、車両の出入管理、持込物品の点検及び不法侵入に対する監視等を行う。
・防護区域を設定し、人、車両の出入管理、持込物品の点検、核物質の持出し
点検及び出入口の監視等を行う。
・周辺防護区域を周辺防護区域フェンスで設定するとともに、防護区域を主に建物の外壁で設定する。
21. 記録管理
21.1 試験結果等の記録管理担当課長は、日々の試験進捗状況について作成した試験日報を、社内標準類に定める期間中保存する。
管理担当課長は、試験報告書を工場の寿命期間中保存する。
管理担当課長は、機器及びシステムの設定値等のうち、管理すべき設定値等について、その設定記録を社内標準類に定める期間中保存する。保安に係る設定値等については、安全技術課長がその記録を確認する。
平成２３年１０月１３日までは品質管理課長が、平成２３年１０月１４日
以降は品質保証課長が、不適合等について、その事象、当該分類とした根拠、原因、是正処置及び予防処置に係る記録を、社内標準類に定める期間中保存する。
21.2 保安に係わる記録
安全技術課長は、再処理安全委員会の審議内容及び審議結果を審議報告書に記載し、工場の寿命期間中保存する。
保安監査課長は、試験運転に関して実施する技術審査の結果を記載した文書を、社内標準類に定める期間中保存する。
統括当直長、管理担当課長等の各職位は、その他保安規定に基づく保安に60

係る記録を、保安規定に定める期間中保存する。
21.3 計量管理及び核物質管理に係る記録管理担当課長は、計量管理規定及び核物質防護規定に基づく当該管理に係る記録を、計量管理規定及び核物質防護規定に定める期間中保存する。
21.4 図書の改正履歴管理担当課長は、運転手順書等の図書を保存する。これらを改正する場合、「改正日、改正理由、改正箇所及び改正者」が記載された改正履歴を作成し、添付する。決定された各図書については、社内標準類に定める期間中保存する。
22. 品質保証
試験運転に係る品質保証については、「試験運転全体計画書」に基づき、JEAC4111-2003 又は 2009 に準拠した品質保証活動を取込んだ保安規定を遵守して実施する。以下にその内容を示す。
22.1 組織体制
22.1.1 組織及び職務本書第 10 章の実施体制でアクティブ試験を行う。
22.1.2 会議体
品質・保安会議及び再処理安全委員会において、試験運転の計画、試験結果の解析評価及び設備の改造計画等の事項について審議する。
22.2 試験の管理
22.2.1 図書の整備
本書第 9 章に示す図書を整備する。
22.2.2 試験運転の実施
試験要領書、試験手順書に基づき、原則交替勤務により試験運転を行う。
各職位の役割等は、「試験運転全体計画書」のとおりである。
22.2.3 試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続き
試験要領書、試験手順書、試験報告書（全体及び個別）、次の試験ステップへの移行条件、 試験運転の終了条件及び不適合の対応等の試験運転に係る事項の審査、検証及び承認手続を「試験運転全体計画書」に従い実施する。
平成２３年１０月１３日までの技術審査に関する事項を以下に示す。
a. 審査事項提出部署は、承認権限を有する長の承認を得るために試験運転の保安に係る事項を再処理工場とは独立した部門である保安監査部長へ文書として提出する。
b. 保安監査部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署への資料要求、現場確認等を行う。また、保安監査部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査

61

するために必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
c. 保安監査部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者へ指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
d. 審査事項提出部署は審査結果により必要な是正を行った後、承認権限を有する長の承認を得る。また、回答が必要な場合には、文書にて保安監査部長へ回答を行う。
e. このうち再処理事業部長の承認が必要な事項を再処理事業部長へ上申する際、核燃料取扱主任者は、保安上必要な場合には再処理事業部長へ指示を行う。
f. 再処理事業部長は、再処理事業の安全性・信頼性確保に資するため、試験運転に係る重要な事項について、再処理安全委員会へ諮問する。再処
理事業部長は、核燃料取扱主任者の意見及び再処理安全委員会の審議結果を尊重した上で判断を行う。
g. 保安監査部長は、監査の観点から監査計画を策定し、技術審査した事項が的確に実施されていることを適宜検証するため、安全上重要な施設に係る試験項目から任意に選定した試験に立会う等、必要に応じて現場での確認を行うとともに、試験結果等の記録を確認する。
平成２３年１０月１４日以降の技術審査に関する事項を以下に示す。
a. 審査事項提出部署は、承認権限を有する長の承認を得るために試験運転の保安に係る事項を再処理工場とは独立した部門である安全管理部長へ文書として提出する。
b. 安全管理部長は、当該事項を保安の観点から審査するため、必要に応じて当該事項の審査事項提出部署への資料要求、現場確認等を行う。また、安全管理部長は、試験運転に係る重要な事項等で、保安の観点から審査するために必要と判断した事項については、海外再処理工場の運転経験を有する AREVA NC/NDA へ意見照会を行う。
c. 安全管理部長は、保安に係る活動を監督する核燃料取扱主任者へ指示を仰いだ上で、審査結果を文書として審査事項提出部署へ通知する。
d. 審査事項提出部署は審査結果により必要な是正を行った後、承認権限を有する長の承認を得る。また、回答が必要な場合には、文書にて安全管理部長へ回答を行う。
e. このうち再処理事業部長の承認が必要な事項を再処理事業部長へ上申する際、核燃料取扱主任者は、保安上必要な場合には再処理事業部長へ指示を行う。
f. 再処理事業部長は、再処理事業の安全性・信頼性確保に資するため、試験運転に係る重要な事項について、再処理安全委員会へ諮問する。再処
理事業部長は、核燃料取扱主任者の意見及び再処理安全委員会の審議結果を尊重した上で判断を行う。
g. 安全管理部長は、監査の観点から監査計画を策定し、技術審査した事項が的確に実施されていることを適宜検証するため、安全上重要な施設に係る試験項目から任意に選定した試験に立会う等、必要に応じて現場での確認を行うとともに、試験結果等の記録を確認する。

62

22.2.4 記録の管理
本書第 21 章に示す記録の管理を実施する。

63

参考資料
施設の概要及び主な流れを示す。

参考－1

参考資料
【せん断、溶解施設】（施設の概要）せん断処理施設では、使用済燃料の貯蔵施設から搬送した使用済燃料集合
体を燃料横転クレーンで１体ずつバスケットから取り出し横転させ、せん断機へ供給しせん断する。燃料せん断片は溶解槽へ移送され、燃料集合体端末
片（以下、「エンドピース」という。）はエンドピース酸洗浄槽へ移送される。
溶解施設は、溶解設備、清澄・計量設備から構成される。溶解設備では、
燃料せん断片を溶解槽に受け入れ、高温の硝酸で燃料部分を溶解し、よう素
追出し槽において、溶解液中に残留するよう素を追い出し、中間ポットにおいて溶解液を冷却した後、清澄・計量設備へ移送する。また、必要に応じて、可溶性中性子吸収材を加えた硝酸を用いて溶解する。
溶解後残った燃料被覆管せん断片（以下、「ハル」という。）は、ハル洗浄槽において洗浄する。エンドピースは、エンドピース酸洗浄槽及びエンドピース水洗浄槽において洗浄した後、ハルとともにドラム詰めしハル・エンド
ピース貯蔵系へ搬送する。
清澄・計量設備では、不溶解残渣を含む溶解液を清澄機に供給し、不溶解残渣を分離除去した後、計量・調整槽で溶解液の計量、調整を行い、分離設
備に移送する。不溶解残渣は、不溶解残渣回収槽に排出し、さらに、高レベル廃液処理設備へ移送する。

参考－2

図－１

参考－3
HNO3

ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ

せん断機

容器(ﾄﾞﾗﾑ缶)

ﾊﾙ

溶解槽

ﾊﾙ洗浄槽

燃料せん断片ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ(酸･水)洗浄槽

低レベル固体廃棄物貯蔵設備
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
貯蔵系へ

ﾊﾞｽｹｯﾄ

燃料横転
ｸﾚｰﾝ

高レベル廃液処理設備へ

第1よう素 第2よう素追出し槽 追出し槽

中間ﾎﾟｯﾄ

中継槽

清澄機

せん断施設及び溶解施設における溶解液等の主な流れ
計量･調整槽

計量前
中間貯槽

計量補助槽

ハル又はエンドピースの流れ

上記以外の流れ

メインフロー

不溶解残渣
回収槽

ﾘｻｲｸﾙ槽

計量後
中間貯槽

分離施設へ

参考資料

参考資料
【分離施設】（施設の概要）分離設備では、清澄・計量設備からの溶解液を抽出塔に供給し、有機溶媒を用いて溶解液中のウラン及びプルトニウムを抽出するとともに、抽出
廃液中に大部分の核分裂生成物を残留させる。ウラン及びプルトニウムを含む有機溶媒は、第１洗浄塔及び第２洗浄塔で硝酸を用いて洗浄すること
により、有機溶媒中に同伴する少量の核分裂生成物を除去した後、分配設
備のプルトニウム分配塔に移送する。
第１洗浄塔の洗浄廃液は、抽出塔に移送する。第２洗浄塔の洗浄廃液は、補助抽出器に移送し、有機溶媒を用いて洗浄廃液中の少量のウラン及びプ
ルトニウムを抽出する。抽出塔及び補助抽出器からの抽出廃液は、希釈剤を用いてりん酸三ブチル（以下、「TBP」という。
）を除去した後、抽出廃液供給槽を経て高レベル廃液処理設備へ移送する。
分配設備では、分離設備からのウラン及びプルトニウムを含む有機溶媒をプルトニウム分配塔に供給し、ウラナス及びヒドラジンを含む硝酸溶液を用いてプルトニウムを逆抽出して、ウランを含む有機溶媒と硝酸プルト
ニウム溶液に分離する。
硝酸プルトニウム溶液は、ウラン洗浄塔で有機溶媒を用いて微量のウランを除去し、プルトニウム溶液 TBP 洗浄器で希釈剤を用いて TBP を除去した後、プルトニウム精製設備に移送する。プルトニウム分配塔からのウランを含む有機溶媒は、プルトニウム洗浄器に移送し、有機溶媒中の微量のプルトニウムを除去した後、ウラン逆抽出器に移送し、逆抽出用硝酸を用いてウランを逆抽出する。逆抽出によって得られた硝酸ウラニル溶液は、ウラン溶液 TBP 洗浄器に移送され、希釈剤を用いて TBP を除去した後、ウラン濃縮缶に供給する。ウラン濃縮缶で濃縮した硝酸ウラニル溶液は、ウラン濃縮液受槽を経てウラン精製設備に移送する。

参考－4

図－２

溶解液
中間貯槽

溶媒

抽出塔

分離施設の試験における溶解液等の主な流れ

参考－5

抽出廃液
中間貯槽

補助抽出器

第1洗浄塔

HNO3

TBP洗浄塔

抽出廃液
受槽

希釈剤

溶解液供給槽

溶解施設から

精製施設から

溶媒

抽出廃液
供給槽

希釈剤

ｳﾗﾝ
洗浄塔

HNO3

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ溶液
TBP洗浄器U4＋ HNO3

希釈剤

上記以外の流れ(水相）
上記以外の流れ(有機相）

メインフロー(水相）
メインフロー(有機相）

ウラン濃縮缶供給槽

プルトニウム精製
設備へ

ｳﾗﾝ溶液
TBP洗浄器

ｳﾗﾝ
逆抽出器

ﾌﾟﾙ ﾄﾆｳﾑ ﾌﾟﾙ ﾄﾆｳﾑ
溶液受槽 溶液中間貯槽

N2H4

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
4＋
U 洗浄器

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
分配塔
希釈剤

高レベル廃液処理設備へ

補助抽出廃液受槽

TBP洗浄器

溶媒

第2洗浄塔

HNO3

HNO3

溶媒回収設備へ

ウラン精製設備へ

ウラン濃縮液受槽

ｳﾗﾝ濃縮缶

参考資料

参考資料【精製施設】（施設の概要）ウラン精製設備では、分離施設 分配設備からの硝酸ウラニル溶液を抽出器に供給し、有機溶媒を用いてウランを抽出する。次にウランを含む有機溶媒は、
核分裂生成物洗浄器に移送し、ヒドラジンを含む硝酸溶液を用いて微量の核分
裂生成物等の除去を行った後、逆抽出器に移送し、逆抽出用硝酸を用いてウランを逆抽出する。逆抽出によって得られた硝酸ウラニル溶液は、ウラン溶液 TBP
洗浄器で希釈剤を用いて TBP を除去した後、ウラン濃縮缶で濃縮し、ウラン脱硝設備及びウラン・プルトニウム混合脱硝設備へ移送する。
プルトニウム精製設備では、分離施設 分配設備からの硝酸プルトニウム溶液を第１酸化塔及び第１脱ガス塔を経て抽出塔に供給し、有機溶媒を用いてプ
ルトニウムを抽出する。次にプルトニウムを含む有機溶媒は、核分裂生成物洗浄塔へ移送し、硝酸を用いて有機溶媒中に存在する微量の核分裂生成物の除去を行った後、逆抽出塔で硝酸ヒドロキシルアミン（以下、「HAN」という。）及びヒドラジンを含む硝酸溶液を用いて、プルトニウムの逆抽出を行う。逆抽出によって得られた硝酸プルトニウム溶液は、ウラン洗浄塔で有機溶媒を用いて微量のウランを除去し、TBP 洗浄器で希釈剤を用いて TBP を除去した後、第２酸化塔及び第２脱ガス塔、油水分離槽を経てプルトニウム濃縮缶で濃縮する。
プルトニウム濃縮液は、プルトニウム濃縮液計量槽を経てウラン・プルトニウ
ム混合脱硝設備に移送する。

参考－6

参考資料

ウラン精製設備
溶媒回収設備へ

分離施設から

HNO3

HNO3

溶媒
抽出器
ウラン溶液供給槽

逆抽出器

核分裂生成物
洗浄器

ウラン脱硝設備へ

希釈剤
希釈剤

抽出廃液
TBP洗浄器

ｳﾗﾝ濃縮缶ｳﾗﾝ溶液
TBP洗浄器

ｳﾗﾝ濃縮缶供給槽

酸回収設備
第２酸回収系

ウラン濃縮液受槽

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
濃縮液中間貯槽プルトニウム精製設備

溶媒回収設備
溶媒再生系へﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
溶液受槽

溶媒
ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ溶液
供給槽

4+

U

HNO3

第2脱ｶﾞｽ塔

抽出塔

分離施設から

油水分離槽
ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
濃縮液計量槽

HAN
ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
洗浄器
Nox
第1酸化塔

Air

Nox

逆抽出塔

第1脱ｶﾞｽ塔

核分裂生成物
洗浄塔

Air

第2酸化塔

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
濃縮缶供給槽ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
濃縮缶

ｳﾗﾝ洗浄塔
希釈剤

TBP洗浄塔
ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
濃縮液受槽

抽出廃液
受槽

凝縮液受槽
補助油水分離槽

希釈剤

凝縮液受槽

酸回収設備
第２酸回収系

TBP洗浄器図－３

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ
溶液一時貯槽メインフロー(水相）
メインフロー(有機相）
上記以外の流れ(水相）
上記以外の流れ(有機相）
蒸気の流れ

精製施設の試験における溶解液等の主な流れ

参考－7

ウラン・プルトニウム混合脱硝設備へ

参考資料【脱硝施設】（施設の概要）
脱硝施設は、ウラン脱硝設備及びウラン・プルトニウム混合脱硝設備で構成される。
ウラン脱硝設備では、ウラン精製設備から受け入れた硝酸ウラニル溶液又は再溶解した硝酸ウラニル溶液を濃縮缶で濃縮した後、脱硝塔で熱分解し、UO3粉末の製品とし、ウラン酸化物貯蔵容器に充填する。ウラン酸化物貯蔵容器は、ウラン酸化物貯蔵設備に搬送する。
ウラン・プルトニウム混合脱硝設備では、プルトニウム精製設備から硝酸プ
ルトニウム溶液を、ウラン精製設備から硝酸ウラニル溶液を受入れ、これら両溶液を混合槽で混合調整した後、脱硝装置を用い脱硝処理する。さらに、焙焼炉及び還元炉にて焙焼・還元処理し、混合機を経て粉末缶に充填する。
粉末缶は、混合酸化物貯蔵容器に収納、封入され、ウラン・プルトニウ混合
酸化物貯蔵設備に搬送する。

参考－8

参考資料

ウラン脱硝設備

ウラン精製設備から濃縮缶

シード供給槽

ｼｰﾙ槽

溶解用UO 3 供給槽

UO 3 受槽
脱硝塔

UO3 溶解槽
硝酸ｳﾗﾆﾙ貯槽

ｳﾗﾝ酸化物
貯蔵容器
ウラン溶液の流れ

ウラン酸化物
貯蔵設備へ

ウラン粉末の流れ
廃ガスの流れウラン・プルトニウム混合脱硝設備
溶液の流れ
粉末の流れ
廃ガスの流れ還元ガスの流れ粉砕機

プルトニウム
精製設備から

保管容器
脱硝装置

硝酸ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ貯槽

混合機
混合槽

ウラン精製設備から粉末充てん機
還元炉

焙焼炉

粉末缶
還元ガス受槽

硝酸ｳﾗﾆﾙ貯槽

図－４

脱硝施設の試験におけるウラン溶液等の主な流れ

参考－9

混合酸化物貯蔵容器

ウラン・プルトニウ
混合酸化物貯蔵設備

参考資料【気体廃棄物の廃棄施設】（施設の概要）気体廃棄物の廃棄施設は、せん断処理・溶解廃ガス処理設備、塔槽類廃ガス処理設備、高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備、換気設備及び主排気筒から構成される。
せん断処理・溶解廃ガス処理設備では、せん断処理施設のせん断機、溶解処理設備の溶解槽、よう素追出し槽等から発生する廃ガスを、ＮＯx 吸収塔（ＮＯx 回収・放射性物質の除去）、高性能粒子フィルタ（ろ過）及びよう素フィルタ（よう素の除去）等を用いて処理し、処理した廃ガスを主排気筒に移送する。
塔槽類廃ガス処理設備では、塔槽類から発生する廃ガスを、廃ガス洗浄
塔（洗浄）、高性能粒子フィルタ（ろ過）、及びよう素フィルタ（よう素除去：一部の施設を除く）等を用いて処理し、処理した廃ガスを主排気筒、低レベル廃棄物処理建屋換気筒又は北換気筒（ハル・エンドピース及び第１ガラス固化体貯蔵建屋換気筒）に移送する。
高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備は、固体廃棄物の廃棄施設のガラス溶融炉からの廃ガスを、廃ガス洗浄器（洗浄・冷却）、加熱器（加熱）及びよう素フィルタ（よう素除去）等を用いて処理し、処理した廃ガスを主排気筒に移送する。
建屋換気設備は、汚染のおそれのある区域の排気を高性能粒子フィルタによりろ過し、主排気筒、低レベル廃棄物処理建屋換気筒又は北換気筒（ハル・エンドピース及び第１ガラス固化体貯蔵建屋換気筒）に移送する。
主排気筒は、せん断処理・溶解廃ガス処理設備、塔槽類廃ガス処理設備
及び高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備で処理された廃ガスを、換気設備の排気とともに大気に放出する。

参考－10

参考資料

前処理建屋
・溶解槽等からの廃ガス

溶解槽等

除染機器
（ＮＯｘ吸収塔、よう素フィルタ、H/F 等）

・塔槽類からの廃ガス

塔槽類

除染機器
（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

塔槽類

除染機器
（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

塔槽類

除染機器
（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

脱硝塔，塔槽類

除染機器（廃ガス洗浄塔、H/F 等）

脱硝装置，焙焼炉等

除染機器（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

・ガラス溶融炉からの廃ガス

塔槽類

除染機器
（廃ガス洗浄塔、ルテニウム吸着塔、よう素フィルタ、
H/F 等）

・塔槽類からの廃ガス

塔槽類

除染機器
（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

分離建屋
・塔槽類からの廃ガス

精製建屋
・塔槽類からの廃ガス

ウラン脱硝建屋・脱硝塔等からの廃ガス

ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋
・脱硝装置，焙焼炉等からの廃ガス

主排気筒

高レベル廃液ガラス固化建屋

低レベル廃棄物処理建屋
・乾燥装置，熱分解装置等からの廃ガス

乾燥装置，
熱分解装置等

除染機器（廃ガス洗浄塔、よう素フィルタ、H/F 等）

ＣＢ・ＢＰ処理建屋
・ＣＢ・ＢＰ切断装置等からの廃ガス
分析建屋・ｸﾞﾛｰﾌﾞ ﾎﾞｯｸｽ 等からの廃ガス

ＣＢ・ＢＰ切断装置

除染機器（H/F）

ｸﾞﾛｰﾌ ﾞ ﾎﾞｯｸｽ 等

除染機器（H/F等）

セル及び建屋

除染機器（H/F等）

各建屋換気設備
・セル及び建屋からの換気

ハル・エンド ピース処理建屋
・塔槽類からの廃ガス除染機器（H/F）

塔槽類

北換気筒

各建屋換気設備
・セル及び建屋からの換気

建 屋

除染機器（H/F）

建 屋

除染機器（H/F）

各建屋換気設備
・セル及び建屋からの換気（注）
Ｈ／Ｆ ：高性能粒子フィルタ
ＣＢ・ＢＰ：チャンネル ボックス・バーナブル ポイズン

図－５
気体廃棄物の処理系統図
気体廃棄物の処理系統図

参考－11

低レベル廃棄物
処理建屋換気筒参考資料【液体廃棄物の廃棄施設】（施設の概要）液体廃棄物の廃棄施設は、高レベル廃液処理設備と低レベル廃液処理設
備で構成される。
高レベル廃液処理設備では、分離施設で発生する抽出廃液、酸回収設備の蒸発缶の濃縮液、高レベル廃液ガラス固化廃ガス処理設備で発生する洗浄液、溶媒回収設備の溶媒再生系で発生する廃液、溶解施設で発生する不溶解残渣及び分離施設の洗浄で発生するアルカリ洗浄廃液を、処理、貯蔵する。
抽出廃液、蒸発缶の濃縮液及び洗浄液については、高レベル濃縮缶で蒸発濃縮し、固体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液ガラス固化設備へ移送す
るか、高レベル濃縮廃液貯槽等に貯蔵する。
溶媒再生系で発生する廃液については、アルカリ廃液濃縮缶にて蒸発濃縮し、アルカリ濃縮廃液貯槽等に貯蔵後、固体廃棄物の廃棄施設の高レベ
ル廃液ガラス固化設備へ移送するか、不溶解残渣廃液貯槽等に貯蔵する。
不溶解残渣については、不溶解残渣廃液貯槽等に貯蔵後、固体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液ガラス固化設備へ移送する。
アルカリ洗浄廃液については、アルカリ濃縮廃液貯槽等に貯蔵後、固体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液ガラス固化設備へ移送する。
低レベル廃液処理設備は、第１低レベル廃液処理系、第２低レベル廃液
処理系、油分除去系及び海洋放出管理系で構成される。
第１低レベル廃液処理系では、高レベル廃液処理設備のアルカリ廃液濃縮缶凝縮器からの凝縮液、溶媒再生系のウラン精製系からの廃液、分析設
備の廃液、各施設からの床ドレン等を第１低レベル廃液蒸発缶で蒸発濃縮する。第１低レベル廃液蒸発缶の濃縮液は、低レベル固体廃棄物処理設備に移送し、凝縮液は第２低レベル廃液処理系に移送する。
第２低レベル廃液処理系では、第１酸回収系の精留塔及び第２酸回収系の精留塔からの回収水、第１低レベル廃液蒸発缶からの凝縮液等を第２低レベル廃液蒸発缶で蒸発濃縮し、濃縮液は、第１酸回収系に移送され、凝縮液は油分除去系に移送する。
油分除去系では、第２低レベル廃液蒸発缶からの凝縮液、せん断処理施
設、分離施設及び精製施設の試薬ドレン、並びに再処理施設の管理区域で発生する手洗い水等の油分を含む可能性のある廃液を受入れ、油分除去装
置で油分を除去し、海洋放出管理系の第１放出前貯槽に移送する。
海洋放出管系では、第１放出前貯槽に受け入れた廃液を、海洋放出ポン
プを用いて、海洋放出管を経て海中に放出する。

参考－12

参考資料

高レベル廃液処理設備

高レベル廃液貯蔵設備
溶解施設等から（不溶解残・廃液等）

不溶解残渣廃液貯槽

高レベル廃液濃縮系
分離施設から（抽出廃液）
高レベル廃液ガラス固化
廃ガス処理設備から（洗浄廃液）

高レベル廃液濃縮缶濃縮液

アルカリ廃液濃縮系

アルカリ廃液濃縮缶濃縮液

高レベル廃液貯槽

凝縮液

酸及び溶媒の回収施設の溶媒回収設備から（溶媒洗浄廃液）

固体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液ガラス
固化設備へ

凝縮液

不溶解残渣廃液貯槽

アルカリ濃縮廃液貯槽

酸回収設備
第２酸回収系

酸回収設備
第１酸回収系

低レベル廃液処理設備
第１低レベル廃液処理系
濃縮液分離施設, 精製施設, 分析
設備等から（溶媒洗浄廃液，床ドレン等）

固体廃棄物の廃棄施設の低レベル固体廃棄物
処理設備へ

凝縮液
第１低レベル廃液蒸発缶

第２低レベル廃液処理系
濃縮液分離施設, 精製施設等から
処
理
を
必
要
と
し
な
い
廃
液

油分除去系

海洋放出
管理系

凝縮液
海洋放出
第２低レベル廃液蒸発缶

せん断処理施設，溶解施
設，分離施設，精製施設，
固体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液ガラス固化設備，分析設備等から（床ドレン，洗浄廃液等）

油分除去
装置

放出前貯槽

脱硝施設，固体廃棄物の廃棄施設の低レベル固体
廃棄物処理設備等から

床ドレン
固体廃棄物の廃棄施設の低レベル固体廃棄物
処理設備へ
使用済燃料の受入れ施設
及び貯蔵施設図－６

使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設の使用
済燃料貯蔵設備へ（再利用）

液体廃棄物の処理系統図

参考－13

参考資料
【固体廃棄物の廃棄施設】（施設の概要）固体廃棄物の廃棄施設は、高レベル廃液ガラス固化設備、ガラス固化体
貯蔵設備、低レベル固体廃棄物処理設備及び低レベル廃棄物貯蔵設備から構成される。
高レベル廃液ガラス固化設備では、液体廃棄物の廃棄施設の高レベル廃液処理設備から受け入れた廃液を、ガラス溶融炉でガラスと共に溶融し、ガラス固化する。ガラス固化体は、ガラス固化体貯蔵設備に移送する。
低レベル固体廃棄物処理設備は、低レベル濃縮廃液処理系、廃溶媒処理
系、雑固体廃棄物処理系及びチャンネルボックス・バーナブルポイズン処
理系で構成される。
低レベル濃縮廃液処理系では、低レベル廃液処理設備の第１低レベル廃液処理系から移送される濃縮廃液を、乾燥、圧縮成型処理した後、ドラム缶等に収納し、低レベル固体廃棄物貯蔵設備等に移送する。
廃溶媒処理系では、溶媒回収設備の溶媒処理系発生する廃溶媒を、熱分解、圧縮成型処理した後、ドラム缶等に収納し、低レベル固体廃棄物貯蔵設備等に移送する。
雑固体廃棄物処理系では、各施設から発生する雑固体廃棄物を、焼却可
能なものは、焼却、圧縮成型処理し、ドラム缶に収納、また雑固体廃棄物のうち焼却しないものを圧縮減容処理し、又はそのままドラム缶等に収納し、低レベル固体廃棄物貯蔵設備等に移送する。
チャンネルボックス・バーナブルポイズン処理系では、使用済燃料の貯蔵施設において使用済燃料から取外したチャンネルボックス及びバーナブ
ルポイズンをそれぞれ第１CB 切断装置及び第１BP 切断装置により切断処理する。その後、チャンネルボックス・バーナブルポイズン処理建屋へ移送し、それぞれ第２CB 切断装置及び第２BP 切断装置により切断しドラム缶等に収納し、チャンネルボックス・バーナブルポイズン貯蔵系に移送する。

参考－14

参考資料
【分析設備】（試験の概要）分析設備は、再処理設備本体等の各施設から分析試料を受け入れ、分析する設備であり、分析結果は中央制御室等に送られる。各種施設のアクテ
ィブ試験において必要な分析について、分析精度を確認するため分析再現性試験を実施する。

参考－15