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

第３編

廃棄物処理場の管理

令和４年５月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第３編 廃棄物処理場の管理変更後（下線部は変更箇所）
第３編

許可（対応箇所抜粋）

説

明

廃棄物処理場の管理

目次 （変更なし）
第１章 ～ 第２章
第３章

（変更なし）

保守管理

第 17 条の３ ～ 第 17 条の４（変更なし）【共通編

本文】【品質管理計画】（施設管理実施計画等の策定）
第 17 条の５

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

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

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

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

ニ

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

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

ヘ

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

ト

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

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

２

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

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

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

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

き「特別な施設管理実施計画」を定めることができる。
３

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

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

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

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

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

５

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

６

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

（保全活動の実施）
第 17 条の６

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

第 17 条の５旧

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

う変更2

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

許可（対応箇所抜粋）

本文】【品質管理計画】（施設管理の有効性評価及び改善）

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

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

明（変更なし）【共通編

第 17 条の８

説

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

左記のとおり許可に記載があり、保安規定

5.1 経営者の関与 ～ 5.4 計画（記載省略）の記載と齟齬

5.5 責任、権限及びコミュニケーションはない。

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

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

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

b)

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

c)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

d)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

e)

関係法令を遵守する。

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

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

b)

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

c)

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

d)

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

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

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

第 18 条 ～ 第 26 条 （変更なし）

3

確化）

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

許可（対応箇所抜粋）【共通編【品質管理計画】

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

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

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

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

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

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

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

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

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

改造計画について、それぞれ所長の承認を受けなければならない。
４

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

５

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

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

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

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

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

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

５

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

4

明

本文】

（修理及び改造計画）

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

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

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

許可（対応箇所抜粋）

説明（変更なし）

第４章 ～ 第７章

（変更なし）

別表第１ ～ 別表第１の３（変更なし）【本文】

別表第１の４

廃棄物処理場特定施設の設備等の名称
施
設
名
設 備

等

の

名

受 変 電 設 備

第１廃棄物処理棟

称９－１

気体廃棄施設（１）

気体廃棄施設の位置

気体廃棄施設

放射性廃棄物処理場の位置は、「４．使用の場所」に記載のとおり。

許可に記載がの位置

放射性廃棄物処理場の地理的状況は、「７－１

なく、保安規定の記載と齟齬

放射性廃棄物処理場の気体廃棄施設の位置及び設備を下表に示す。

受 変 電 設 備

施設
第１廃棄物処理棟

受 変 電 設 備

第３廃棄物処理棟

気体廃棄設備ホット機械室（削る）

圧縮処理施設第２廃棄物処理棟

固体廃棄物一時保管棟
液体処理場

はない。
（圧縮処理施気体廃棄設備
空気圧縮設備第２保管廃棄施設

使用施設の位置」に記載のとおり。

気体廃棄設備

第２廃棄物処理棟

左記のとおり設備

参考図

設備の撤去に

排気筒
排風機

設の気体廃棄

第 3-1 図伴う削除）

第 3-2 図

許可日：令和 2

排気フィルタ年5月1日
許可番号：原規排気筒

規発第 2005011

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

気体廃棄設備電機室

廃液貯槽・Ⅱ－１（No.5）建家

気体廃棄設備

第３廃棄物処理棟

排風機
排気フィルタ

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

ホット機械室解体分別保管棟
ホット機械室
減容処理棟

排風機

第 8-3 図排気フィルタ
排気筒

第 9-1 図排風機

第 9-4 図排気フィルタ

第 9-5 図排気筒
第 9-1 図ホット機械室

5

排風機
排気フィルタ

第 10-3 図号

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

許可（対応箇所抜粋）

説

気体廃棄施設の位置

施設

設備

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

参考図

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

機械室

排風機
排気フィルタ

廃液貯槽・Ⅱ―１（No.5）
建家

排気口
排風機

第 11-1 図

排気フィルタ
排気口

受入検査施設

排風機
排気フィルタ

別表第２ ～ 別表第 19
別図（その１）（変更なし）（変更なし）

6

第 11-1 図明

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

左記のとおり許可に記載がN

別図（その２）なく、保安規定
居室はない。

（低レベル廃液貯槽（No.1～
う削除）

許可日：平成 22

平面図6）の撤去に伴

年 9 月 24 日

号

常時閉

シャッター

固 化装置

液体処理建家
保
管
庫

凝集沈殿
処理装置

廃液格納庫

文科科第 5151

低レベル蒸
発処理装置

許可番号：22 受

液体処理建家（1 階）

シャッター（No.7,8）

低レベル廃液貯槽

機械室

汚染検査室

常時閉

常時閉

液体処理場

の記載と齟齬
常時閉

受入検査施設中 レ ベ ル
蒸発処理装置

シャッター

DN

DN

第 1 種管理区域
第 1 種管理区域低レベル区域
発生廃棄物保管場所

廃液貯槽
・Ⅱ－1
（No.5）

DN

管理区域出入口

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

7

図面】
【本文

明
説
許可（対応箇所抜粋）
変更後（下線部は変更箇所）

分析室

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

第７編

燃料試験施設の管理

令和４年５月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第７編 燃料試験施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

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

説明

第７編 燃料試験施設の管理
目次（変更なし）

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

～ 第 10 条の３（変更なし）

1

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）
許可日：令和 3
年 3 月 30 日
許可番号：原規
規発第 2103301
7号

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

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

2説明

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

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

説

明

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

【共通編

本文】

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

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

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

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

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

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

許可（対応箇所抜粋）

第 14 条の２（変更なし）

5

説

明

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

許可（対応箇所抜粋）

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

濃縮ウラン
5%未満

451

㎏

451

㎏

1

㎏

1

㎏

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

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

20 ㎏

20 ㎏

劣化ウラン
天然ウラン

共通編に
記載

2,700

㎏

2,700

㎏

1,000

㎏

1,000

㎏

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

3.55 EBq※

3.55 EBq※

235

5%以上 20%未満

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

6

235

注１）

使用済燃料
（１Ｆ燃料デブリを含む。
）

明年間予定使用量注１）
最大存在量
延べ取扱量

トリウム

第 15 条の３
照 射 済 核 燃 料 物 質

第 15 条の２ ～（変更なし）

説※E（exa）:1018
１Ｆ燃料デブリに係

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）
許可日：令和 3
年 3 月 30 日
許可番号：原規
規発第 2103301
7号

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

許可（対応箇所抜粋）

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

7

説明

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）
許可日：令和 3
年 3 月 30 日
許可番号：原規
規発第 2103301
7号

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

許可（対応箇所抜粋）
燃 料 貯 蔵 ラ ッ ク １台
(プール)

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

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

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

8

１Ｆ燃料デ

明

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

別表第４
（許可申請書本文に記載なし。
）

別表第５

作業開始前及び終了後の点検

区分

本

体

施

設

備

名

点

検

項

目

プール

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

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

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

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

αγ液体廃棄設備

警報水位以下で配管バルブ等が正常であること。

試験装置

プール及びセル等の試験装置類が正常に維持されていること。

インセルモニタ

指示値が正常であること。

臨界警報装置

指示値が正常であること。

受変電設備

表示灯、電圧、電流等が正常であること。

非常用電源設備

始動用圧縮空気及び操作機器等が正常であること。

空気圧縮設備

警報圧力以上で操作機器等が正常であること。

気体廃棄設備

電源電圧、操作機器等が正常であること。

液体廃棄設備

警報水位以下で配管バルブ等が正常であること。

左記変更は記載の適正化のみであるため許可と齟齬は
ない。

設

特
定
施
設

別表第６ ～（変更なし）

別表第７9

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

許可（対応箇所抜粋）

年間予定使用量
最大存在量
延べ取扱量
451

㎏

451

㎏

天然ウラン

1

㎏

1

㎏

2 ㎏
( Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

2 ㎏( Ｕ量 0.1 ㎏)
9.8 ㎏
235
( Ｕ量 1.5 ㎏)

20 ㎏

20 ㎏

235

5%以上 20%未満
トリウム

235

2,700

㎏

2,700

㎏

天然ウラン

1,000

㎏

1,000

㎏

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

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

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

使用済燃料（うち１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量）

3.55 EBq（
Bq）

3.55 EBq（
Bq）

5%以上 20%未満

別表第 9－1 ～（変更なし）

別表第 9－2

予定使用
期間年間予定使用量注１）
最大存在量
延べ取扱量

劣化ウラン

451

㎏

451

㎏

天然ウラン

1

㎏

1

㎏

濃縮ウラン
5%未満
5%以上 20%未満

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

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

20 ㎏

20 ㎏

トリウム
照 射 済 核 燃 料 物 質

照 射 済 核 燃 料 物 質

劣化ウラン

濃縮ウラン
5%未満

核燃料物質の種類
未照射核燃料物質

未照射核燃料物質

劣化ウラン

濃縮ウラン
5%未満

明

【本文】
５．予定使用期間及び年間予定使用量

核燃料物質の年間予定使用量

核燃料物質の種類

説

劣化ウラン
天然ウラン
濃縮ウラン
5%未満

共通編に
記載

2,700

㎏

2,700

㎏

1,000

㎏

1,000

㎏

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

6,000 ㎏
( Ｕ量 210 ㎏)
10 ㎏
235( Ｕ量 1 ㎏)

プルトニウム（非密封）

40 ㎏

40 ㎏

トリウム

0.05 ㎏

0.05 ㎏

3.55 EBq※

3.55 EBq※

235

5%以上 20%未満

235

注１）

使用済燃料
（１Ｆ燃料デブリを含む。
）

左記のとおり許可に記載が※E（exa）:1018
あり、保安規定
注１）使用済燃料のうち、１Ｆ燃料デブリの予定使用量については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係 の 記 載 と 齟 齬
る使用の方法（燃料試験施設）参照。
はない。
（１Ｆ燃料デ【別添１】
ブリに係る記３．年間予定使用量載の追加）年間予定使用量注１）
許可日：令和 3
核燃料物質
最大存在量
延べ取扱量
年 3 月 30 日
使用済燃料（１Ｆ燃料デブリ）
Bq 注２）
Bq 注２）
許可番号：原規
注１）１Ｆ燃料デブリの年間予定使用量については、既許可の年間予定使用量（本文「５．予定使 規発第 2103301
用期間及び年間予定使用量」に記載する照射済核燃料物質のうち使用済燃料の数量）の範囲 7 号
で行い、これを超える核燃料物質の受入れは行わない。核燃料物質の貯蔵も既許可の貯蔵施設で行う。
注２）東京電力ホールディングス（株）より提供された、事故発生時に１Ｆ各号機に装荷されていた燃料組成情報を基に、ORIGEN2.2 により計算した値であり、A 型輸送のデブリ重量（１個当たり約 5g）において、18 回分(約 90g)に相当する。

10

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
別表第10 使用施設の核的制限値
場
所
形
態

表７－１
核的制限値

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

場

使用施設の核的制限値
所

プール(燃料貯蔵ラックは除く)

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル
の各セル

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

燃料
集合体
燃料棒

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

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

燃料棒

βγコンクリート
№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

形態

№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

燃料
集合体

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

燃料棒・取扱い制限値

試料（１Ｆ燃
料デブリ）
キャプ
セル
燃料

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

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

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

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

使用施設の核的制限値（つづき）
所
形態

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル

11

核的制限値

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

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

※許可日：令和 3 年 3 月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

別表第10 使用施設の核的制限値（つづき）
場

所

βγ鉛
№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

形

態

試 料（１Ｆ
燃料デブリを
含む。）

キャプ
セル
燃料

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

許可（対応箇所抜粋）

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

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

№１セル
№２セル
№３セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

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

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

表７－１

使用施設の核的制限値（つづき）

場
所
αγコンクリート
№１セル
№２セル
の各セル

形態
燃料棒

核的制限値

№１セル
12

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

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

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

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

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

明

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

βγ鉛

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

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

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

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

説

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

試料（１Ｆ燃 ・取扱い制限値
料デブリを含UO2燃料（濃縮度５W/O以下）：235U質量0.6kg以下
MOX燃料（富化度12.6W/O以下）む。
）：239Pu質量0.45kg以下※許可日：令和 3 年 3 月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

許可（対応箇所抜粋）
№２セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

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

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

13

説

明

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

核的制限値

燃料棒

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

βγコンクリート№１セル

βγコンクリート
№２セル
№３セル
の各セル

βγコンクリート
№４セル
№５セル
№６セル

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

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

説

明

核的制限値

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

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

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

燃料
集合体

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

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

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

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

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加※）※許可日：令和 3 年 3 月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

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

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

許可（対応箇所抜粋）
αγコンクリート
№１セル
№２セル
の各セル

キャプ
セル
燃料

説

明

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

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

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

15

左記のとおり許可に記載があり、保安規定の記載と齟齬
はない。
（１Ｆ燃料デブリに係る記載の追加）
許可日：令和 3
年 3 月 30 日
許可番号：原規
規発第 2103301
7号

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

説

別表第 15（変更なし）【本文】

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

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

明～

別図（その３）

16

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

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

第 10 編

バックエンド研究施設の管理

令和４年５月原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定と核燃料物質使用変更許可申請書との整理表
第 10 編 バックエンド研究施設の管理変更後（下線部は変更箇所）

許可（対応箇所抜粋）

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

左記変更は記載の適正化のみであるため

（要員の配置）第１条

許可との齟齬

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

要な要員を配置しなければならない。
（手引の作成）
第２条

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

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

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

３

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

４

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

５

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

６

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

第３条～

第４条（変更なし）

2

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

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
２．使用の目的及び方法

左記のとおり許目的番号１～１１

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

目的番号

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

１２

使用の目的

り、保安規定の記載と齟齬はな１Ｆ燃料デブリの試験

い。

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

福島第一原子力発電所内で採取した１Ｆ燃料デブリ（溶融した燃料成分が構造材

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

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

リに係る記載の追加）

汚染物の放射能量と使用済燃料（１Ｆ燃料デブリを含む。）の放射能量の合計が、別表第１－１から１－１１
使用の方法

許可日：令和３

燃料試験施設、福島第一原子力発電所等*から搬入された１Ｆ燃料デブリの取扱い

年３月 30 日については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）参

許可番号：

照。

原 規 規 発 第に掲げる最大取扱量を超えて使用してはならない。
３

ＢＥＣＫＹ技術課長は、別表第１－１から１－１１に掲げるセル、グローブボックス等又は実験室ごとに核燃料物質の種類及び最大取扱量を表示しなければならない。

４

ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質を貯蔵した容器の閉じ込め境界を開封するときは、当該核燃料物質の21033017 号

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

らない。

第６条

～

第 11 条（変更なし）

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

イ

施設管理実施計画の始期及び期間に関すること。

ロ

使用施設等の設計及び工事に関すること。

ハ

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

ニ

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

ホ

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

へ

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

ト

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

チ

使用施設等の施設管理に関する記録に関すること。

説

明

本文】

【品質管理計画】

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

２

許可（対応箇所抜粋）

左記のとおり許1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

可に記載があ7.業務の計画及び実施

り、保安規定の7.1 業務の計画

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

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

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

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

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

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

重複しているた性

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

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

認を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
４

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

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

理部長の確認を受けなければならない。
５

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

６

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

第 11 条の５

第 11 条の４旧

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

変更
第 11 条の６【共通編（変更なし）

本文】【品質管理計画】

左記のとおり許（施設管理の有効性評価及び改善）

1.目的～4.品質マネジメントシステム（記載省略）

可に記載があ第 11 条の７

5.経営者等の責任

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

5.1 経営者の関与～5.4 計画（記載省略）

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

5.5 責任、権限及びコミュニケーション

い。

２

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

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

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

化）

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

a)

業務のプロセスが確立され、実施されるとともに、有効性を継続的に改善する。

左記のとおり許b)

業務に従事する要員の、業務・使用施設等に対する要求事項についての認識を高め

可に記載がある。

り、保安規定のc)

成果を含む業務の実施状況について評価する。

記載と齟齬はなd)

健全な安全文化を育成し、維持する取組を促進する。

い。

e)

関係法令を遵守する。

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

び改善の明確化）

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

b)

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

c)

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

d)

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

e)

要員が、積極的に業務の改善への貢献を行えるようにする。

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

本文】【品質管理計画】（修理及び改造計画）

左記のとおり許1.目的～6.資源の運用管理（記載省略）

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

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

7.1 業務の計画

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

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

これを変更しようとするときも、同様とする。

２

イ

修理及び改造をする施設、設備、装置、機器等の名称

ロ

修理及び改造の内容

ハ

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

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

影響の程度及び必要な処置を含む。
）

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

造計画について、所長の承認を受けなければならない。
４

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

５

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

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

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

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

３

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

４

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

５

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

第 15 条（変更なし）

6

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
第４章

核燃料物質の管理

５．予定使用期間及び年間予定使用量

左記のとおり許（使用等の制限）第 16 条核燃料物質の種類

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

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

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

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

20％以上 46％未満

前項の年間予定使用量は、別表第８に掲げるとおりとする。

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

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

93％以上 93.5％以下*（核燃料物質の払出）

10kg

22.005kg

22.005kg

ＢＥＣＫＹ技術課長は、核燃料物質又は１Ｆ汚染物を払い出すときは、次の各号に掲げる事項(235Ｕ量 2,611g)

年３月 30 日
許可番号：

200g

200g

(235Ｕ量 40g)

(235Ｕ量 40g)

80g

80g

(235Ｕ量 36.8g)(235Ｕ量 36.8g)

40g

40g

(235Ｕ量 37.32g)(235Ｕ量 37.32g)

2g

2g(235Ｕ量 1.96g)(235Ｕ量 1.96g)
150g

1.75kg1.75kg(密封及び非密封)(密封及び非密封)

ウラン 233

200g

200g

トリウム

1kg

1kg

ＵＯ２燃料及びＭＯＸ燃料

8.8×1014Bq

8.8×1014Bq(１Ｆ燃料デブリを含む。)
照射済分析試料

1.85×109 Bq

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

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

*

核分裂計数管用に用いる。

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

7

リに係る記載の(235Ｕ量 2,611g)

使用済燃料***（セル、グローブボックス等で一定期間保管する標準試料等の管理）（１Ｆ燃料デブ

52.205kg(235Ｕ量 140.25g)(1) 払い出す年月日(2) 核燃料物質又は１Ｆ汚染物の種類及び数量

い。

52.205kg

150g

プルトニウムについて確認しなければならない。

第 16 条の４

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

第 16 条の３

記載と齟齬はな追加）

5％未満量）を超えないこと。

第 16 条の２

り、保安規定の

延べ取扱量

濃縮ウラン

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

可に記載があ

年間予定使用量***

許可日：令和３

原 規 規 発 第21033017 号

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

【本文】
第 17 条

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

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

８－１

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

貯蔵施設の位置

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

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

保管室及びアイソレーションルーム（Ⅰ）内に位置する。

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

４

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

５

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

内貯蔵施設の追許可日：令和３
８－２

年 12 月 1 日

貯蔵施設の構造
貯蔵施設の名称

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室等を記録しなければならない。
６ョンルーム（Ⅰ）
加）

貯蔵施設の位置を図 4-4(1)，(3)に示す。

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

い。
（アイソレーシのとおり。

貯蔵量を超えて貯蔵してはならない。
３

可に記載があ

構

造

鉄筋コンク

床面積
約 10m２

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

耐震・耐火構核燃料保管室

造

設

計

仕

様

・耐震Ｂクラスの耐震設計を行う。

原 規 規 発 第・Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室の床には溶液が漏

2112013 号

えいした場合にも容易に回収できる
約 20m

２

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

アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設

約１m

２

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

8

許可番号：

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

許可（対応箇所抜粋）
８－３

説

貯蔵施設の設備

貯蔵施設の名称
アイソレーションルーム（

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室
貯蔵箱）内貯蔵施設

Ⅰ

個数
～

最大収納量

核燃料保管室２基

内容物の物理的・

仕

化学的性状

様

（記載省略）

貯 蔵 量 を 物理的性状：固体及 使用目的：主に液体状の核燃

左記のとおり許

表8-1に示 び液体

料物質、液体状及び固体状の可に記載があす｡

化学的性状：

１Ｆ燃料デブリを貯蔵する。

り、保安規定の硝酸プルトニウム

配置を図 8-3 に示す。

記載と齟齬はな

硫酸プルトニウム室い。

硝酸ウラニル

室内寸法：巾約 34cm×奥行約（アイソレーシ

硝酸トリウム34cm×高さ約 34cm

ョンルーム（Ⅰ）

１Ｆ燃料デブリ*材

内貯蔵施設の追数：1 室／基料：鉛、炭素鋼等

臨界管理：貯蔵箱２基を単一加）ユニットとして、Ｐｕ-水系の許可日：令和３溶液燃料の最小臨界値に安全年 12 月 1 日

係数 0.43 を乗じた核的制限値

許可番号：210g 以下になるよう

239

Ｐｕ換

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

非常用電源設備「7-3 使用施設の設備」記載のとおり。

消火設備「7-3 使用施設の設備」記載のとおり。

* アイソレーションルーム（Ⅰ）内貯蔵施設のうち、１Ｆ燃料デブリの最大収納量及び内容物の物

第 18 条～理的・化学的性状については、別添１ １Ｆ燃料デブリに係る使用の方法（バックエンド研究施設）

第 26 条（変更なし）

参照。
9

明

原 規 規 発 第2112013 号

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

最大取扱量

使用場所
受入セル

許可（対応箇所抜粋）【別添１

セル設備及びセル付属設備

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

100

4,000 (天然）2.99 ×1014

6,200 (劣化）
2,200 (5%未満)
保管ピット

100

2,200 (劣化）

─

─

備

考

受入セルの保管ピットは除く。
Ｐｕは密封。

説明

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

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

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

記載と齟齬はない。
（１Ｆ燃料デブ

2.99×1014

表－２2,200 (5%未満)

場

所

取扱制限量

核燃料物質の性状リに係る記載の
１Ｆ燃料デブリの取扱制限量

追加）

許可日：令和３
プロセスセル

化学セル

サンプリング200

154,000 (天然）

─

─

8.8

×1014

8,400 (劣化）(1.85×1010

4,400 (5%未満)*2)

800 (天然)プロセスセル、化学セル

実験室(Ⅲ)，(Ⅳ)，(Ⅵ)、
分析室(Ⅰ)，(Ⅱ)，(Ⅲ)，(Ⅳ)、200 (劣化）(1.85×1010

精密測定室、廃液処理室(Ⅵ)

200 (5%未満)

*2)

5（天然）

1

─

─

─

5（劣化）

ボックス

7.4 ×10７【本文】*3

5 (5%未満)
試薬供給室

─

50

400 (天然）

鉄セル２

10 (5%未満）

鉄セル３

100 (5%以上 20%未満)*1

20 (46%以上 93.3%未満)

分析用

─

─

─

5

─

5

─

1,000 (劣化）

（Ｂ）
鉄セル１

1,000 (天然）10100 (天然）ボックス

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

３基の鉄セルにおける最大取扱量の合計を示す。

*2

使用済燃料の最大取扱量のうち、１Ｆ燃料デブリの最大取扱量。

*3

１Ｆ燃料デブリを含む。

1.85×1010 Bq 以下

年３月 30 日
許可番号：

3.58×1013

─

固体及び液体10

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

原 規 規 発 第21033017 号

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

許可（対応箇所抜粋）

説

明

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

許可日：令和３
年３月 30 日
許可番号：
原 規 規 発 第21033017 号

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（１／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

0.02

0.2

3.7 ×10６0.2(天然) *1

0.02 (5%未満）
Ａ－２

1

10

(天然)

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅵ)

記載と齟齬はな*5
１

10

3.7 ×10６い。

実験室(Ⅵ)（１Ｆ燃料デブ

1 (5%未満)
Ａ－３
Ａ－４
Ａ－５

1

10

(天然)

1

(5%未満）

5.5(天然)

0.5
1

1(5%未満）

10

(天然)

１

10

3.7 ×10６

リに係る記載の実験室(Ⅵ)

追加）
0.97

7.5

3.7 ×10６

許可日：令和３

実験室(Ⅵ)

年３月 30 日
１10

3.7 ×10６

許可番号：

実験室(Ⅵ)

原 規 規 発 第1 (5%未満）
Ａ－６

5

12

(天然)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.2

2

3.7 ×10８

実験室(Ⅵ)

0.1

1

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

21033017 号

0.2(5%未満）
Ａ－７

2

12

(天然)

0.2(5%未満）
Ａ－８

1

0.1

(天然)

0.1(5%未満）
Ａ－９

5

0.5

(天然)

*5
0.5

5

0.5(5%未満）

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

*5

Ａ－10

0.2

1.5(天然)

0.01

1

─

実験室(Ⅷ）

Ａ－11，12

0.3

3

(天然)

0.02

1.5

─

実験室(Ⅷ）

10100(天然) *410100

3.7 ×10８及び

100(劣化) *4Ｂ－２

20(5%未満)*320(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

1(93.3%以上 98%以下)

及びＡ－13 *2
Ｂ－１

明

【本文】

Ｐｕ
0.02

説

*1

研修生の実習では天然ウランのみを使用する。

*2

３基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*3２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*4

研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。

*5

１Ｆ燃料デブリを含む。

実験室(Ⅲ)

12

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

10

100

3.7 ×10８100 (天然) *2

明

【本文】

グローブボックス（２／６）

Ｐｕ
10

説

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅲ)

記載と齟齬はな及び100 (劣化) *2

Ｂ－４

20 (5%未満)い。

*1

20 (5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

10 (20%以上 46%未満)

リに係る記載の10 (46%以上 93.3%未満)

追加）

1 (93.3%以上 98%以下)

許可日：令和３

Ｂ－５

0.002

0.1 (天然）*3──

7.4 ×10７

0.1 (5%未満)
Ｂ－６

1 (天然)

0.01

──

3.7 ×10７

1 (5%未満)
Ｂ－７

1 (天然)

0.01

アイソレーション

年３月 30 日

ルーム(Ⅱ)上部

許可番号：

フロッグマン

原 規 規 発 第準備室上部21033017 号

0.001

0.01

3.7 ×10５

実験室(Ⅴ)

─10

1.85×10８

実験室(Ⅳ)

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

200

500 (天然)
500 (劣化)*3

10 (5%未満）
Ｃ－２

40

1,000 (天然)──

1,000 (劣化)

1.85×10８

実験室(Ⅳ)*3

10 (5%未満）
Ｃ－４

1200 (天然)──

1.85×10８

実験室(Ⅳ)

──

1.11×10７

実験室(Ⅳ)

20 (5%未満）
Ｃ－７

5

1,000 (天然)
1,000 (劣化)*3

10 (5%未満）
Ｃ－８

0.001610 (天然)──

10 (劣化)

3.7 ×10６

廃液処理室(Ⅵ)*3

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

*2

研修生の実習では天然ウラン及び劣化ウランのみを使用する。

*3

１Ｆ燃料デブリを含む。

13

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

Ｄ－２

Ｄ－３

Ｄ－４

Ｄ－５

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（３／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

5

5

1.85×10７

1

1

1

1

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の

5

(天然)

5

(劣化)

5

(5%未満）い。

5(5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

許可日：令和３

1(5%以上 20%未満)

年３月 30 日

1(20%以上 46%未満)

許可番号：

1

(46%以上 93.3%未満)

原 規 規 発 第

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5 %以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

分析室(Ⅱ)

記載と齟齬はな*1

1

1

1.85×10７

リに係る記載の分析室(Ⅱ)

追加）

*1

1

1

1.85×10７

21033017 号

分析室(Ⅱ)*1

1

1

1.85×10７

分析室(Ⅲ)*1

1

1

3.7 ×10５

分析室(Ⅳ)*1

0.01 (93.3%以上 98%以下)
Ｄ－６

1

1

(天然)

1

(劣化)

1

(5%未満）

1(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

11

3.7 ×10５

分析室(Ⅳ)*1

0.01 (93.3%以上 98%以下)
*1

明

【本文】

Ｐｕ
5

説

１Ｆ燃料デブリを含む。

14

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

―

―

―

2,000 (5%未満)

明

【本文】

グローブボックス（４／６）

Ｐｕ
―

説

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな
Ｄ－８

1100 (天然)

11い。

分析室(Ⅰ)*2

100 (劣化)Ｄ－９

3.7 ×10７（分析室(Ｉ)の
核燃料物質使用

10 (5%以上 20%未満)

施設への追加 ※10 (20%以上 46%未満)

１

10 (46%以上 93.3%未満)

デブリに係る記

0.1

100 (5%未満)

100 (天然)及び100 (劣化)Ｄ－10

100 (5%未満)

*1

1

1

3.7 ×10６及び１Ｆ燃料載の追加※２）

分析室(Ⅰ)*2

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

Ｄ－11

1

100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*2

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

1

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*2

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

２基のグローブボックスにおける最大取扱量の合計を示す。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

15※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号※２

許可日：令和３年３月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

1

1

3.7 ×10７

100 (天然)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな*1

100 (劣化)い。

100 (5%未満)

Ｄ－15

1

明

【本文】

グローブボックス（５／６）

1説

1 (5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

1 (20%以上 46%未満)

核燃料物質使用

1 (46%以上 93.3%未満)

施設への追加 ※100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

１

分析室(Ⅰ)

デブリに係る記*1100 (劣化)及び１Ｆ燃料載の追加※２）100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－16―

2,000 (5%未満)

―

―

―

分析室(Ⅰ)

Ｄ－17

1

100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

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

1

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

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

１Ｆ燃料デブリを含む。

16※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号※２

許可日：令和３年３月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

グローブボックス（６／６）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

1

1

3.7 ×10７

100 (天然)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の分析室(Ⅰ)

記載と齟齬はな*1

100 (劣化)い。

100 (5%未満)

Ｄ－21

1

明

【本文】

Ｐｕ
1

説

1 (5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

1 (20%以上 46%未満)

核燃料物質使用

1 (46%以上 93.3%未満)

施設への追加 ※100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

１

分析室(Ⅰ)

デブリに係る記*1100 (劣化)及び１Ｆ燃料載の追加※２）100 (5%未満)
1 (5%以上 20%未満)
1 (20%以上 46%未満)
1 (46%以上 93.3%未満)
Ｄ－22

1100 (天然)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

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

1

100 (天然)100 (劣化)

1

1

3.7 ×10７

分析室(Ⅰ)*1

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

17※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号※２

許可日：令和３年３月 30 日
許可番号：原規規発第 21033017 号

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（１／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

3.7 ×10８2,000 (天然)
6,000 (劣化)備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅳ)

記載と齟齬はな*2い。

10 (5%未満)
Ｈ－２

2,000 (天然)

0.01

─

─

2,000 (劣化)

3.7 ×10８

実験室(Ⅳ)（１Ｆ燃料デブ*2

グローブ付

リに係る記載の追加）

10 (5%未満)
Ｈ－３

100 (天然)

0.0016

明

【本文】

Ｐｕ
─

説

─

─

10 (5%未満)

7.4 ×10７

許可日：令和３

実験室(Ⅳ)

年３月 30 日

*2

許可番号：
Ｈ－４

100 (天然)───

7.4 ×10７

実験室(Ⅳ)

原 規 規 発 第10 (5%未満)
Ｈ－５

0.0016100 (天然)

21033017 号
0.01

100

100 (劣化)Ｈ－６

100 (天然)──

100 (天然)実験室(Ⅳ)*2─

100

100 (劣化)
Ｈ－７

3.7 ×10８

3.7 ×10８

実験室(Ⅳ)*2
─

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

─100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

0.01

100

2.24×10８

実験室(Ⅲ)

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

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

Ｈ－９0.0016

100

(天然)

1

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)*1

照射済分析試料含む。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。
18

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（２／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

0.01

100

2.24×10８

100

(天然)

1 (劣化)

左記のとおり許備

考可に記載があり、保安規定の実験室(Ⅲ)

記載と齟齬はな*1

20(5%未満）い。

20(5%以上 20%未満)（１Ｆ燃料デブ

10(20%以上 46%未満)

リに係る記載の10(46%以上 93.3%未満)

追加）

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－11

─

100

(天然)

許可日：令和３─

100

3.7 ×10８

実験室(Ⅲ)

年３月 30 日

1 (劣化)

Ｈ－12
Ｈ－13
Ｈ－14
Ｈ－15
Ｈ－16
Ｈ－17

0.00160.0016───
0.001620(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満)

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(5%未満）

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

許可番号：
原 規 規 発 第21033017 号

0.001

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

0.001

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

─10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)*2
─

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)*2
─

10

3.7 ×10６

実験室(Ⅵ)

*2
0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅱ)*2

0.1(93.3%以上 98%以下）
Ｈ－18

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満）

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

─

─

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅱ)*2

0.1(93.3%以上 98%以下)*1

照射済分析試料含む。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

明

【本文】

Ｐｕ
0.0016

説

19

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

最大取扱量

許可（対応箇所抜粋）

フード（３／３）
Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

10

3.7 ×10６

備

左記のとおり許考

可に記載があり、保安規定の

20

(天然)

20

(劣化)

記載と齟齬はな20(5%未満)い。

20(5%以上 20%未満)（分析室(Ｉ)の

10(20%以上 46%未満)

核燃料物質使用10(46%以上 93.3%未満)

施設への追加 ※実験室(Ⅴ)１

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－20

─

明

【本文】

Ｐｕ
─

説

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46%未満)

10(46%以上 93.3%未満)

─

10

3.7 ×10６及び１Ｆ燃料

デブリに係る記

実験室(Ⅴ)

載の追加※２）0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－22

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－23

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－24

0.0016

20

(天然)

20

(劣化)

20

(5%未満)

20(5%以上 20%未満)

10(20%以上 46％未満)

10(46%以上 93.3%未満)

0.01

10

3.7 ×10６

分析室(Ⅰ)*1

0.1(93.3%以上 98%以下)
Ｈ－25

0.00016

100

(天然)

100

(劣化)

─

─

3.7 ×10６

廃液処理室

*1

(Ⅵ)

*1 １Ｆ燃料デブリを含む。
20※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号※２

許可日：令和３年３月 30 日

許可番号：原規規発第 21033017 号

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

最大取扱量

説

明

【本文】

実験室

左記のとおり許

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(Bq)

─

─

3.7 ×10４

焼き付け、り、保安規定の*2

封入

記載と齟齬はな

0.00016*1
実験室(Ⅵ)

許可（対応箇所抜粋）

0.00016

*1

2

(天然)

2

(劣化)

2

(5%未満)

1(天然)

1(5%未満)

備考

可に記載があい。
――

3.7 ×10５

焼き付け、（分析室(Ｉ)の*2

封入

核燃料物質使用
施設への追加 ※実験室(Ⅶ)-1

実験室(Ⅶ)-2

分析室(Ⅰ)

18

18

0.00016*1

１、１Ｆ燃料デ

100

(天然)

100

(5%未満)

100(5%以上 20%未満)の追加※２及び

150(93%以上 93.5%以下)

実験室（Ⅶ）-1

100

(天然)

100

(5%未満)

100(5%以上 20%未満)

2

(天然)

2

(劣化)

100

100

―

(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

ブリに係る記載

固体封入*3

100

100

―

固体密封、

及び（Ⅶ）-2 へ

固体封入*3の固体封入試料の追加※１）

0.001

1

3.7 ×10４

封入、

*2

圧縮成型、

2,000 (5%未満)
2

固体密封、

焼結

0.01(93.3%以上 98%以下)
分析室(Ⅱ)

0.00016

*1

2

(天然)

2

(劣化）

2

(5%未満）

2(5%以上 20%未満)

1(20%以上 46%未満)

1(46%以上 93.3%未満)

0.001

1

3.7 ×10４

焼き付け、

*2

封入

3.7 ×10５

焼き付け、

*2

封入

0.01(93.3%以上 98%以下)
精密測定室

0.00016

5

(天然)

*1

グローブボックス及びフードの取扱量を除く。

*2

１Ｆ燃料デブリを含む。

0.001

1

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

21※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号※２

許可日：令和３年３月 30 日

許可番号：原規規発第 21033017 号

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

警報装置

セル等負圧

作動条件

７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備

可に記載があｱｲｿﾚｰｼｮﾝﾙｰﾑ(Ⅱ)

ｻｰﾋﾞｽｴﾘｱに対し 49Pa 以下 490Pa 以上

り、保安規定の

鉄セル

室内に対し 49Pa 以下 490Pa 以上

サービスルーム

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

セル内温度

60℃以上

抽出器（Ⅲ）温度

65℃以上

溶媒洗浄器温度

65℃以上

加熱用蒸気温度

135 ℃以上

施
設

特
定
施
設

ドリップ
トレイ
液位

左記のとおり許ｻｰﾋﾞｽｴﾘｱに対し 49Pa 以下 490Pa 以上

設の溢水対策をグローブボックス、分析用ボックス内温度 60℃以上体

明コンクリートセル

グローブボックス等負圧 *1

本

説

【本文】

警報装置の作動条件

区分

許可（対応箇所抜粋）

コンクリートセル70mm 以上

グローブボックス

30mm 以上

Ｐｕ・Ｕ溶液貯蔵室

70mm 以上

廃液貯槽室 *270mm 以上

Ｐｕ貯槽液量60 ℓ以上Ｕ貯槽液量110 ℓ以上

排風機

排風機異常停止

高レベル廃液貯槽水素希釈用空気流量

250 ℓ／h 以下

有機廃液貯槽温度60℃以上

高レベル廃液貯槽液量

1ｍ3 以上

有機廃液貯槽液量

1ｍ3 以上

非常用電源

非常用電源異常停止

送排風機

送排風機異常停止

中レベル廃液貯槽液位

2000mm 以上

低レベル廃液貯槽液位

2500mm 以上

極低レベル廃液貯槽液位

2160mm 以上

集水槽 (Ⅱ)、排水槽 (Ⅱ) 液位

500mm 以上

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

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

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

*2

廃液貯槽室 (Ⅵ)-2～622

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

許可（対応箇所抜粋）

説明

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

23

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

許可（対応箇所抜粋）

液体廃棄設備のうち、使用を終了した設備の点検

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

雑廃水中間槽（廃液処理室(Ⅱ)）

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

点検項目

頻度

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

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

チェック槽（廃液処理室(Ⅵ)）

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

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

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

サンプピット*2 との間の配管
フード 旧Ｈ－23（廃液処理室(Ⅵ)）

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

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

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

*3

各配管は１系統に合流し、槽第２排気系統と接続。

明(4) 液体廃棄設備のうち使用を終了し、維持管理する設備

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

説

１回／年

設備の名称

個数

α廃液貯槽Ｂ/Ｃ

２基

仕様

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

染のおそれのある系統との隔離を行う。

24

左記変更は記載の適正化のみであるため許可との齟齬
はない。

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

許可（対応箇所抜粋）

類

最大存在量

延べ取扱量

核燃料物質の種類

22.005 ㎏

天然ウラン

10 ㎏

10 ㎏

天然ウラン

52.205 ㎏（235Ｕ量 2,611g）

52.205 ㎏（235Ｕ量 2,611g）

劣化ウラン

200ｇ

200ｇ

濃縮ウラン

（235Ｕ量 40g）

（235Ｕ量 40g）

5％未満

80ｇ

80ｇ

（235Ｕ量 36.8g）（235Ｕ量 36.8g）

46%以上 93.3%未満

40ｇ
235（ Ｕ量 37.32g）

40ｇ
235（ Ｕ量 37.32g）

93.3%以上 98%以下

2ｇ（235Ｕ量 1.96g）

2ｇ（235Ｕ量 1.96g）

93%以上 93.5%以下*1

150ｇ（235Ｕ量 140.25g）

150ｇ（235Ｕ量 140.25g）

プルトニウム1.75 ㎏（密封及び非密封）

1.75 ㎏（密封及び非密封）

ウラン２３３

200ｇ

200ｇ

1㎏

1㎏

880 TBq(18.5 GBq *2)

880 TBq(18.5 GBq *2)

1.85 GBq(最大 40%FIMA *3)

1.85 GBq(最大 40%FIMA *3)

20%以上 46%未満
濃縮ウラン

トリウム

使用済燃料

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

核分裂計数管用に用いる。

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

年間予定使用量***

予定使用期間

最大存在量22.005 ㎏

5%以上 20%未満

左記のとおり許５．予定使用期間及び年間予定使用量

年間予定使用量

劣化ウラン

5%未満

明

【本文】

核燃料物質の年間予定使用量種

説り、保安規定の延べ取扱量記載と齟齬はな

10kg

10kg

22.005kg

22.005kg

共通編に記載（１Ｆ燃料デブ

52.205kg

52.205kg
235( Ｕ量 2,611g)

年３月 30 日

200g

200g

許可番号：

235

( Ｕ量 40g)

235( Ｕ量 40g)

80g

20％以上 46％未満
235

80g
235

( Ｕ量 36.8g)( Ｕ量 36.8g)

40g

40g

(235Ｕ量 37.32g)(235Ｕ量 37.32g)

46％以上 93.3％未満
93.3％以上 98％以下

2g
235

2g
235

( Ｕ量 1.96g)( Ｕ量 1.96g)

150g

150g

(235Ｕ量 140.25g)(235Ｕ量 140.25g)

1.75kg1.75kg(密封及び非密封)(密封及び非密封)

ウラン 233

200g

200g

トリウム

1kg

1kg

ＵＯ２燃料及びＭＯＸ燃料

8.8×1014Bq

8.8×1014Bq(１Ｆ燃料デブリを含む。)
照射済分析試料

1.85×109 Bq

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

93％以上 93.5％以下*

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

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

25

許可日：令和３( Ｕ量 2,611g)
5％以上 20％未満の量。

リに係る記載の追加）

235

プルトニウムい。

原 規 規 発 第21033017 号

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

核燃料物質の最大貯蔵量
蔵

施

設

Ｐｕ貯槽

Ｐｕ

Ｕ

233Ｕ

Ｔｈ

使用済燃料

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

(ｇ)

（Bq）

200

Ｐｕ・Ｕ
溶液貯蔵室
Ｕ貯槽

核燃料保管室

表８－１

50

10
(劣化又は 5%未満)
24,000(劣化又は 5%未満)

2.22Ｔ
－

－

(１Ｆ燃料デ貯蔵施設
Ｐｕ・Ｕ溶 Ｐｕ貯槽

Ｐｕ

Ｕ

（ｇ）
200

液貯蔵室

－

Ｕ貯槽

50

（ｇ）

（ｇ）

（ｇ）

（Ｂｑ）

10

―

―

2.22×1012*

り、保安規定の(１Ｆ燃料デ記載と齟齬はなブリを除く。)

い。

8.14×1010*（１Ｆ燃料デブ(１Ｆ燃料デリに係る記載のブリを除く。)

追加※２及びア

1.85×1010

イソレーション

――備考

可に記載があ1,500

10,000 (天然)*2

10,000 (劣化)

(１Ｆ燃料デ

10,000（劣化）(１Ｆ燃料デルーム（Ⅰ）内

40,200 (5%未満)

ブリを除く。)

40,200（5%未満）

ブリを除く。)

貯蔵施設の追加

200

1,000

核燃料保管室1,500** 10,000（天然）80 (20%以上

80（20%以上

46%未満)

46％未満

40 (46%以上

40（46%以上※１）

93.3%未満）

2 (93.3%以上

2（93.3%以上

98%以下)

98%以下)

150 (93%以上

150（93%以上

93.5%以下) *1
ーム(Ⅰ)内貯蔵施設

1,000

20%未満）

93.3%未満)

3.6

200

200（5%以上

20%未満)

93.5%以下）
1.85×1010

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

ブリを含む。)

施設

40（5%未満）

ブリを含む。)

20

100（天然）

20

アイソレーション

0.2

3.6

0.2

18.5Ｇ

100 (天然)

20（5%以上

20 (5%以上

20%未満）

20%未満)
2 (20%以上

2（20%以上

46%未満)

46％未満

2 (46%以上

2（46%以上

93.3%未満)

93.3%未満）

0.2 (93.3%以上

0.2（93.3%以上
98%以下)

98%以下)
*1

使用済燃料

5%未満)

200 (5%以上

アイソレーションル

Ｔｈ

（劣化又は

ブリを除く。)

左記のとおり許Ｕ

24,000(１Ｆ燃料デ
18.5Ｇ

233

5%未満）

81.4Ｇ

明

貯蔵施設

（劣化又は

ブリを除く。)
－

最大貯蔵量

説

核分裂計数管用に用いる。

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

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

※１

許可日：令和３年 12 月 1 日

許可番号：原規規発第 2112013 号

26※２

許可日：令和３年３月 30 日

許可番号：原規規発第 21033017 号

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

別表第１０

許可（対応箇所抜粋）

使用、貯蔵及び廃棄物の保管に係る質量制限値

施

設

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

表７－１

核燃料物質の性状

質 量 制 限 値

固体

4.5 kg 以下 *1

施

説

明

使用、貯蔵及び廃棄物の保管に係る核的制限値

設

核燃料物質の性状

核的制限値

左記のとおり許可に記載があ

使

受入セル

固

体

4.5kg 以下＊１

り、保安規定の記載と齟齬はな

固体及び液体用

各セル及び室それぞれ
0.21kg 以下 *2

プロセスセル、化学セル、い。

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

0.21kg 以下＊２

室（Ⅵ）

固体

核燃料物質使用
各セル及び室それぞれ

施設への追加、
アイソレーションルーム（Ⅰ）

実験室（Ⅶ）-1，（Ⅶ）-2

Ｐｕ貯槽

貯蔵 Ｕ貯槽

廃棄液体

0.21kg 以下 *2

液体

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

4.5 kg 以下 *1

アイソレーションルーム（Ⅰ）
内貯蔵施設

固体及び液体0.21kg 以下 *2

固体廃棄物保管室(Ⅰ),(Ⅱ)、
廃液貯槽室(Ⅵ)-5,(Ⅵ)-6

固体及び液体各室それぞれ
0.21kg 以下 *2

固体

内貯蔵施設の追加及び実験室

貯

Ｐｕ貯槽

液

体

0.21kg 以下＊２

（ Ⅶ ） -1 及 び（Ⅶ）-2 への固体封入試料の追蔵

最大貯蔵量
劣化ウラン又は 235Ｕ濃縮
度５％未満のウラン
Ｕ貯槽

液

体

24kg 以下

加）

許可日：令和３
年 12 月 1 日
許可番号：
原 規 規 発 第プルトニウム50g 以下*1：含水率 16％以下
核分裂性物質を２３９Ｐｕ換算した値（プルトニウム、２３５Ｕ及び２倍した２３３Ｕの合計量）*2：核分裂性物質を２３９Ｐｕ換算した値（プルトニウム、２３５Ｕ及び２倍した２３３Ｕの合計量）

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

棄

液貯槽室（Ⅵ）-5，（Ⅵ）-6

体

4.5kg 以下＊１

固体及び液体0.21kg 以下＊２

固固体及び液体各室それぞれ
0.21kg 以下＊２

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

27

2112013 号

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

別表第１２
機器種別

放射線測定機器及び測定箇所
測定箇所

排気ガス
モニタ

指示範囲

排気ダスト
モニタ

10-1～10５s-1

１

0 ～10５s-1１(1)10-1～10５s-1
室内ダスト
モニタ

１(1)

１(1)

0 ～10５s-1

７(2)10-1～10５s-1４(1)ガンマ線エ 施設内
リアモニタ

10-1～10４
μSv/h

13(7)

中性子線エ
リアモニタ

10-1～10５s-1

１

説

使 用 方 法

測定線種

排気中の放射性希ガ
ス濃度の連続監視に ベータ線
用いる。
ガンマ線

７－３

左記のとおり許使用施設の設備
使用設備の名称

個数

セル設備及びセル付属設備～

放射線管理設備

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

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

す。)

TRACY 施設と共用、又仕搬送設備

可に記載があ様り、保安規定の（記載省略）

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

内訳は仕様欄に示・ガンマ線エリアモニタと共用、又はSTACY施設と共用）
・中性子線エリアモニタ

１基

中性子束密度の監視用・室内ダストモニタ（アルファ線用）

設置箇所 数量 *1

７基

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

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

2(2)
1(1)
－

施設内

－
－

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

・放射線監視盤

測 定 線 種１式

エリアモニタ、室内ダストモニタ、排気筒モニタ等の集

アルファ線及び
ベータ線

中監視用（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）

ベータ線

2.排気中の放射性物質濃度測定設備(1) 排気筒モニタ

アルファ線
ベータ線

・排気筒ダストモニタ（アルファ線用）

１式
１基

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用

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

中性子線

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用

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

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

１基

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

１基

排気筒から施設外へ放出する排気中の放射性物質の濃度の連続監視用（原子炉施設であるSTACY施設と共用）
28

年 12 月 1 日
許可番号：

管理区域内における空気中の放射性物質の濃度の監視用

機 器 種 別（分析室(Ｉ)の許可日：令和３
１３基（うち７基は、原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設

放射線測定機器及び設置箇所

い。

施設への追加）1.モニタリング設備
ガンマ線量当量率の監視用

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

核燃料物質使用は STACY 施設と共用。

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

別表第１３

明

【本文】

数量 *1

0 ～103 pA
排気口*1

許可（対応箇所抜粋）

原 規 規 発 第2112013 号

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

許可（対応箇所抜粋）

説明

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

１式

可に記載があ（原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用）

り、保安規定の記載と齟齬はな4.個人被ばく測定器

１式

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

Ｈ－21

１基

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

～

警報設備

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

液位異常

29

～

火災

（記載省略）

い。
核燃料物質使用
施設への追加）許可日：令和３
年 12 月 1 日
許可番号：
原 規 規 発 第2112013 号